JPS614995A - 原子炉炉心スプレイ装置 - Google Patents
原子炉炉心スプレイ装置Info
- Publication number
- JPS614995A JPS614995A JP59124475A JP12447584A JPS614995A JP S614995 A JPS614995 A JP S614995A JP 59124475 A JP59124475 A JP 59124475A JP 12447584 A JP12447584 A JP 12447584A JP S614995 A JPS614995 A JP S614995A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- spray
- core
- shroud
- spray header
- water
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- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
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Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の技術分野〕
本発明は、原子炉の冷却材が喪失する事故が起きたとき
に、緊急冷却用として炉心上部へ冷却水を散水させる原
子炉炉心スプレィ装置に関する。
に、緊急冷却用として炉心上部へ冷却水を散水させる原
子炉炉心スプレィ装置に関する。
一般に、原子炉特に軽水炉においては、再循環配管など
の破断などによる冷却材喪失事故を仮定した上での安全
設計を行なっている。このような事故が生じた場合には
炉心内の水が流出して水位低下によって燃料要素が裸に
なり、崩壊熱のため炉心の空だき状態が生じて燃料要素
を破損させる恐れがある。
の破断などによる冷却材喪失事故を仮定した上での安全
設計を行なっている。このような事故が生じた場合には
炉心内の水が流出して水位低下によって燃料要素が裸に
なり、崩壊熱のため炉心の空だき状態が生じて燃料要素
を破損させる恐れがある。
この炉心の空だきを防ぐため炉心スプレィ系が設置され
ている。
ている。
第５図は従来より設置されているスプレィ系を示すもの
で、水平型スプレィ装置と呼称されるものである。この
スプレィ系は、原子炉圧力容器１内において、多数の燃
料集合体３を収容した炉心２とシュラウドヘッド４との
ｒ−に設けられており、スプレィヘッダ５に取付けた多
数のスプレィノズル６．６．を介して冷却水を炉心２の
上部に散布するように形成されている。
で、水平型スプレィ装置と呼称されるものである。この
スプレィ系は、原子炉圧力容器１内において、多数の燃
料集合体３を収容した炉心２とシュラウドヘッド４との
ｒ−に設けられており、スプレィヘッダ５に取付けた多
数のスプレィノズル６．６．を介して冷却水を炉心２の
上部に散布するように形成されている。
従来のスプレィ系では上記のように、スプレィヘッダ５
を炉心の周辺に取付けてあり、スプレィノズル６．６か
ら水平方向に散水する形式であるので、炉心２の中央部
までできるだけ均一に散水するためには技術的に種々の
問題点が存在する。
を炉心の周辺に取付けてあり、スプレィノズル６．６か
ら水平方向に散水する形式であるので、炉心２の中央部
までできるだけ均一に散水するためには技術的に種々の
問題点が存在する。
例えばスプレィ系の容量とスプレィノズル６の仕様を決
定する上では次のような条件を考慮しなければならない
。すなわち、スプレィノズル６ ｈｓら散布された冷却
水は、炉心２からの吹上げ蒸気によって炉心２の中央部
への流入量が小さくなるので、冷却水の流量分布が半径
方向に不均一になってしまう。
定する上では次のような条件を考慮しなければならない
。すなわち、スプレィノズル６ ｈｓら散布された冷却
水は、炉心２からの吹上げ蒸気によって炉心２の中央部
への流入量が小さくなるので、冷却水の流量分布が半径
方向に不均一になってしまう。
また、シュラウド３内の温度や吹上げ蒸気流量の半径方
向分布が炉心２部と異なることによってスプレィ水が炉
心２の中央部に到達しにくい傾向に影響を与えていた。
向分布が炉心２部と異なることによってスプレィ水が炉
心２の中央部に到達しにくい傾向に影響を与えていた。
これは、炉心２の周辺部の燃料要素は低出力であり蒸気
の吹上げ量が少いのでスプレィ水がよく落下できるのに
対し、炉心２の中央部の燃料要素は高出力で蒸気吹上げ
量が多く、スプレィ水がはじき返されて落下しにくいか
らであり、しかもスプレィ水は吹上げ蒸気を凝縮すると
き、炉心周辺部ではサブクール度が大きく中央部に近付
くほど飽和水となるため、炉心中央部で充分な蒸気凝縮
ができず、蒸気によるスプレィ水の注入阻害現象を直接
的に受けるものであった。同時に炉心２の中央部におい
て高出力燃料要素内に入るスプレィ水はサブクール度を
持たないので、炉心冷却特性が悪くなることが考えられ
る。
の吹上げ量が少いのでスプレィ水がよく落下できるのに
対し、炉心２の中央部の燃料要素は高出力で蒸気吹上げ
量が多く、スプレィ水がはじき返されて落下しにくいか
らであり、しかもスプレィ水は吹上げ蒸気を凝縮すると
き、炉心周辺部ではサブクール度が大きく中央部に近付
くほど飽和水となるため、炉心中央部で充分な蒸気凝縮
ができず、蒸気によるスプレィ水の注入阻害現象を直接
的に受けるものであった。同時に炉心２の中央部におい
て高出力燃料要素内に入るスプレィ水はサブクール度を
持たないので、炉心冷却特性が悪くなることが考えられ
る。
このような水平型スプレィ装置の不都合を回避するため
に、第６図に示すような、スプレィノズル６が燃料集合
体２上に設置される垂直型スプレィ装置が提案されてい
る。このスプレィ装置ではスプレィ水が燃料集合体２の
ほぼ真上から炉心２の全体にわたり均一に散水されるの
で、水平型スプレィ装置で生じると考えられるスプレィ
水分布の不均一性を回避することができる。
に、第６図に示すような、スプレィノズル６が燃料集合
体２上に設置される垂直型スプレィ装置が提案されてい
る。このスプレィ装置ではスプレィ水が燃料集合体２の
ほぼ真上から炉心２の全体にわたり均一に散水されるの
で、水平型スプレィ装置で生じると考えられるスプレィ
水分布の不均一性を回避することができる。
ところで、このような垂直型スプレィ８ｗにおいて炉心
２上にはスプレィノズル６を取り付ｉ＋るスプレィヘッ
ダ枝管７があるため燃料交換時にはこれを取り外す必要
がある。一方、燃料交換や点検時の作業員の被暉低減を
考慮するとスプレィヘッダ枝管７の取外しの工程は少な
い方が望ましい。
２上にはスプレィノズル６を取り付ｉ＋るスプレィヘッ
ダ枝管７があるため燃料交換時にはこれを取り外す必要
がある。一方、燃料交換や点検時の作業員の被暉低減を
考慮するとスプレィヘッダ枝管７の取外しの工程は少な
い方が望ましい。
以上のような要語から、第７図および第８図に示すよう
な、垂直型スプレィ装置が提案されている。この装置に
おいては、スプレィヘッダ枝管７はシュラウドヘッド４
から吊り下げられた数多くの支持アーム１０によって固
定されており、燃料交換や点検時等の原子炉の分解、組
立て時にはスプレィヘッダ枝管７、スプレィヘッダ５は
シュラウドヘッド４と一体的に組み合された状態で取り
扱われる。またシュラウドヘッド４とシコラウドの胴部
１４とはフランジ１５で結合されている。
な、垂直型スプレィ装置が提案されている。この装置に
おいては、スプレィヘッダ枝管７はシュラウドヘッド４
から吊り下げられた数多くの支持アーム１０によって固
定されており、燃料交換や点検時等の原子炉の分解、組
立て時にはスプレィヘッダ枝管７、スプレィヘッダ５は
シュラウドヘッド４と一体的に組み合された状態で取り
扱われる。またシュラウドヘッド４とシコラウドの胴部
１４とはフランジ１５で結合されている。
さらに、スプレィ水給水配管９と一端が接続されている
スプレィヘッダ元配管１２は、シュラウドの胴部１４を
貫通しているのでスプレィヘッダ４との結合はシュラウ
ドの胴部１４の組立て上の手順の制約から、第９図に示
すようなカップリング１１によって行なわれている。し
かもその結合状態はシュラウドの胴部１４の存在のため
に目視により外部から確認出来なかった。そのためスプ
レィ水の炉心冷却への確実な寄与を求めるためにはより
完成度の高いスプレィ系が望まれる。
スプレィヘッダ元配管１２は、シュラウドの胴部１４を
貫通しているのでスプレィヘッダ４との結合はシュラウ
ドの胴部１４の組立て上の手順の制約から、第９図に示
すようなカップリング１１によって行なわれている。し
かもその結合状態はシュラウドの胴部１４の存在のため
に目視により外部から確認出来なかった。そのためスプ
レィ水の炉心冷却への確実な寄与を求めるためにはより
完成度の高いスプレィ系が望まれる。
本発明はこれらの点に鑑みてなされたものであり、スプ
レィ系配管の結合を漏洩することなくしかも目視状態で
確実かつ容易に行なうことができ、スプレィ水の損失を
少なくして緊急時に炉心を確実に冷却することのできる
原子炉炉心スプレィ装置を提供することを目的とする。
レィ系配管の結合を漏洩することなくしかも目視状態で
確実かつ容易に行なうことができ、スプレィ水の損失を
少なくして緊急時に炉心を確実に冷却することのできる
原子炉炉心スプレィ装置を提供することを目的とする。
本発明の原子炉炉心スプレィ装置は、スプレィヘッダ元
配管を、シュラウドヘッドを貫通させて設けたことを特
徴どする。
配管を、シュラウドヘッドを貫通させて設けたことを特
徴どする。
以下、本発明の実施例を第１図から第４図にいて説明す
る。第１図および第２図は本発明における炉心スプレィ
系を拡大したものである。
る。第１図および第２図は本発明における炉心スプレィ
系を拡大したものである。
スプレィヘッダ元配管１２はシュラウドヘッド４を貫通
し、一端はシュラウドヘッド４内でスプレイヘッダ５に
接続され、支持アーム１０によりシュラウドヘッド４に
支持されており、細端はダウンカマ領域１６においてス
プレィ水給水配管９と取外し可能にカップリング１３で
結合されている。この結合状態は目視観察できる。また
スプレィヘッダ元配管１２とスプレィヘッダ５とは原子
炉外部であらかじめ結合された状態で組み立てられるた
めシュラウドヘッド４の取外しあるいは組立て時には分
解、組立ての必要はない。
し、一端はシュラウドヘッド４内でスプレイヘッダ５に
接続され、支持アーム１０によりシュラウドヘッド４に
支持されており、細端はダウンカマ領域１６においてス
プレィ水給水配管９と取外し可能にカップリング１３で
結合されている。この結合状態は目視観察できる。また
スプレィヘッダ元配管１２とスプレィヘッダ５とは原子
炉外部であらかじめ結合された状態で組み立てられるた
めシュラウドヘッド４の取外しあるいは組立て時には分
解、組立ての必要はない。
なお、符号１７はシュラウド１４に取付けられた上部炉
心支持板である。
心支持板である。
また、実際の原子炉では第３図に示すように炉心周辺部
に燃料集合体３の無い部分があり、この部分に、スプレ
ィヘッダ木配管１２のシュラウドヘッド貫通部を設けれ
ばスタンドパイプ８の減少の影響を小さくすることがで
きる。
に燃料集合体３の無い部分があり、この部分に、スプレ
ィヘッダ木配管１２のシュラウドヘッド貫通部を設けれ
ばスタンドパイプ８の減少の影響を小さくすることがで
きる。
また、スプレィ水給水配管９とスプレィヘッダ元配管１
２等に熱膨張差による応力が問題となるような場合には
、第４図に示すように、各配管９゜１２を曲管にして熱
膨縮を吸収できるように形成するとよい。
２等に熱膨張差による応力が問題となるような場合には
、第４図に示すように、各配管９゜１２を曲管にして熱
膨縮を吸収できるように形成するとよい。
このように、スプレィヘッダ元配管１２とスプレィヘッ
ダ５との結合部は燃料交換や点検時において分解する必
要はなくなり、さらにシュラウド外部において締め付は
可能なカップリング１３を用いて確実に結合されるため
、この部分からのスプレィ水の漏洩を阻止できる。
ダ５との結合部は燃料交換や点検時において分解する必
要はなくなり、さらにシュラウド外部において締め付は
可能なカップリング１３を用いて確実に結合されるため
、この部分からのスプレィ水の漏洩を阻止できる。
、またスプレィヘッダ元配管１２とスプレィ水給水配管
９の結合部はシュラウド１４の外部にあるためシュラウ
ドヘッド４の組立て後において締め（＝ｌけ可能なカッ
プリング１３を用いて結合でき、また結合状態も目視観
察可能である。また、本発明によるとシュラウドヘッド
４にスプレィヘッダ元配管１２が存在づるためスタンド
パイプ８の数がスプレィヘッダ元配管１２の数あるいは
、それに相当する面積だけ減少することになるがスタン
ドパイプ８全体に対する比率は小さく、また、炉心周辺
部の燃料集合体の存在しない位置に、これを設けること
により、全く問題は生じないこととなる。
９の結合部はシュラウド１４の外部にあるためシュラウ
ドヘッド４の組立て後において締め（＝ｌけ可能なカッ
プリング１３を用いて結合でき、また結合状態も目視観
察可能である。また、本発明によるとシュラウドヘッド
４にスプレィヘッダ元配管１２が存在づるためスタンド
パイプ８の数がスプレィヘッダ元配管１２の数あるいは
、それに相当する面積だけ減少することになるがスタン
ドパイプ８全体に対する比率は小さく、また、炉心周辺
部の燃料集合体の存在しない位置に、これを設けること
により、全く問題は生じないこととなる。
このように、本発明の原子炉炉心スプレィ装置は、炉心
上方にスプレィノズルを有する垂直型スプレィ装置にお
いて、スプレィヘッダ元配管をシュラウドヘットを貫通
させて設けることにより、スプレィヘッダとスプレィヘ
ッダ元配管、スプレィヘッダ元配管とスプレィ水給水配
管の結合を確実に行なうことができ、スプレィ水の損失
を少なくして緊急時に炉心を多量の冷却水により確実に
冷却することができ、信頼性も向上し、し力）も接続各
部の緊締作業も容易である等の効果を奏づ°る。
上方にスプレィノズルを有する垂直型スプレィ装置にお
いて、スプレィヘッダ元配管をシュラウドヘットを貫通
させて設けることにより、スプレィヘッダとスプレィヘ
ッダ元配管、スプレィヘッダ元配管とスプレィ水給水配
管の結合を確実に行なうことができ、スプレィ水の損失
を少なくして緊急時に炉心を多量の冷却水により確実に
冷却することができ、信頼性も向上し、し力）も接続各
部の緊締作業も容易である等の効果を奏づ°る。
第１図は本発明の原子炉炉心スプレィ装置の一実施例を
示す縦断面図、第２図は、第１図のスプレィヘッダとス
プレィ水給水配管間の結合部の拡大図、第３図は炉心内
の燃料配置図、第４図は本発明の他の実施例を示す第２
図同様の図、第５図は従来の水平型スプレィ装置を備え
た原子炉の縦断側面図、第６図は垂直型スプレィ装置を
備えた原子炉の縦断側面図、第７図は垂直型スプレィ装
置の詳細図、第８図は、同装置を第７図の矢印方向から
見た詳細図、第９図は第７図のスプレィヘッダ元配管と
スプレィヘッダ結合部の詳細図である。 ２・・・原子炉炉心、４・・・シュラウドヘッド、５・
・・スプレィヘッダ、９・・・スプレィ水給水配管、１
２・・・スプレィヘッダ元配管、１３・・・締め付は可
能カップリング、１４・・・シュラウド。 出願人代理人 波多野 久 第１図 第５図 第６図 第７図
示す縦断面図、第２図は、第１図のスプレィヘッダとス
プレィ水給水配管間の結合部の拡大図、第３図は炉心内
の燃料配置図、第４図は本発明の他の実施例を示す第２
図同様の図、第５図は従来の水平型スプレィ装置を備え
た原子炉の縦断側面図、第６図は垂直型スプレィ装置を
備えた原子炉の縦断側面図、第７図は垂直型スプレィ装
置の詳細図、第８図は、同装置を第７図の矢印方向から
見た詳細図、第９図は第７図のスプレィヘッダ元配管と
スプレィヘッダ結合部の詳細図である。 ２・・・原子炉炉心、４・・・シュラウドヘッド、５・
・・スプレィヘッダ、９・・・スプレィ水給水配管、１
２・・・スプレィヘッダ元配管、１３・・・締め付は可
能カップリング、１４・・・シュラウド。 出願人代理人 波多野 久 第１図 第５図 第６図 第７図
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、シュラウド内の炉心の上方に冷却材喪失事故時に冷
却水を前記炉心に向けて放散するスプレイヘッダを設け
、このスプレイヘッダにスプレイ水給水配管および前記
シュラウド部を貫通するスプレイヘッダ元配管を通して
冷却水を送給する原子炉炉心スプレイ装置において、前
記スプレイヘッダ元配管をシュラウドヘッドを貫通させ
て設けたことを特徴とする原子炉炉心スプレイ装置。 ２、シュラウド外部におけるスプレイヘッダ元配管およ
びスプレイ水給水配管は熱膨縮を吸収できる形状とされ
ていることを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の原
子炉炉心スプレイ装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59124475A JPS614995A (ja) | 1984-06-19 | 1984-06-19 | 原子炉炉心スプレイ装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59124475A JPS614995A (ja) | 1984-06-19 | 1984-06-19 | 原子炉炉心スプレイ装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS614995A true JPS614995A (ja) | 1986-01-10 |
Family
ID=14886435
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59124475A Pending JPS614995A (ja) | 1984-06-19 | 1984-06-19 | 原子炉炉心スプレイ装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS614995A (ja) |
-
1984
- 1984-06-19 JP JP59124475A patent/JPS614995A/ja active Pending
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