JPS62200292A - 非常用炉心冷却装置 - Google Patents

非常用炉心冷却装置

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JPS62200292A
JPS62200292A JP61041788A JP4178886A JPS62200292A JP S62200292 A JPS62200292 A JP S62200292A JP 61041788 A JP61041788 A JP 61041788A JP 4178886 A JP4178886 A JP 4178886A JP S62200292 A JPS62200292 A JP S62200292A
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flow
reactor
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道雄 村瀬
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    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Heating, Cooling, Or Curing Plastics Or The Like In General (AREA)
  • Details Of Measuring And Other Instruments (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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、原子炉配管の破断による冷却材喪失事故時に
作動する非常用炉心冷却装置に係り、特に作動の信頼性
が高く、かつ炉心冷却に好適な非常用炉心冷却装置に関
する。
〔従来の技術〕
従来の加圧水型原子炉の炉内の構成を第2図に示す。通
常運転時には、ポンプによって駆動された冷却水がコー
ルドレグ1からダウンカマ3を下降し、下部プレナム4
を通って多数の燃料集合体21で構成される炉心9に導
かれる。冷却水は炉心9で燃料からの熱により加熱され
たのち、上部プレナム5からホットレグ2を通シ蒸気発
生器に導かれる。蒸気発生器で熱を奪われた冷却水はポ
ンプに戻り再び駆動されてコールドレグ1に導かれる。
110万KWクラスの原子炉ではこのようなループが4
つある。
このような加圧水型原子炉の配管2例えばコールドレグ
IK破断が生じると(冷却材喪失事故)。
破断口から冷却水が流出し、これに伴い圧力容器6内部
の水位が低下してくる。また、炉心9での核分裂による
発生熱を減少させるため、制御棒が上部炉心支持柱8を
通して燃料集合体21に挿入され、炉心9はスクラムす
る。炉心スクラム後も崩壊熱によシ炉心9で熱が発生し
、炉心9の水位が低下して燃料被覆管21が露出した後
被覆管温度が上昇してくる。そこで、炉心を冷却するた
めに非常用炉心冷却装置が作動し、コールドレグ1及び
ホットレグ2から圧力容器6の内部へ冷却水が注入され
る。しかし、崩壊熱により炉心9で発生した蒸気と減圧
沸騰により下部プレナム4で発生した蒸気が上部炉心板
25を吹き上げ、上部炉心板において冷却水の落下が抑
制される(CCF L現象)。このため、ホットレグ2
から供給された冷却水の一部は、破断口をもつループに
流入し破断口から流出してしまう。また、上部プレナム
5に蓄積され要冷却水の静水頭、上部炉心板25におけ
る局所圧力損失などにより炉心9における圧力が上昇し
、コールドレグ1からダウンカマ3を通り下部プレナム
4へ注入された冷却水が炉心9を上昇してくる速度(再
冠水速度)が制限される。
このような冷却材喪失事故時に、従来の装置は特開昭5
0−43396号に記載されているように圧力容器外部
に保有した冷却水を上部炉心支持柱8を通して注入する
ようになっていた。しかし、炉心9からの蒸気の吹き上
げによって炉心上方に保持される冷却水を炉心冷却に有
効利用する点については考慮されていなかった。なお、
沸騰水型原子炉の燃料集合体を対象とした従来の装置は
、特開昭52−56298号に記載されているように炉
心上方に炉心スプレィ装置を設け、燃料集合体の上端部
にロート状開口、側壁に複数個の開口を有する冷却水案
内管を設けているが、冷却水案内管内を吹き」二げる蒸
気による冷却水の落下抑制現象(CCFL)が考慮され
ていない。このため、炉心上方に炉心スプレィ装置を設
け、側壁に複数個の開口を上端に頂端開口を有する案内
管を設けている特開昭52−59293号及び特開昭5
2−59294号に記載されている如く側壁の開口から
蒸気が流入し、案内管を通って燃料集合体上方に流出す
る蒸気案内管として作用する。この場合、蒸気案内管を
流出する蒸気流量が限定されているため燃料集合体上部
の上部タイプレートを吹き上げる蒸気量の減少にはあま
p寄与せず、燃料集合体上方の冷却水を燃料集合体内に
流入させる効果は少ない。
すなわち、炉心もしくは燃料集合体の上方の冷却水を炉
心もしくは燃料集合体内に効果的に落下させるためには
、案内管内部と案内管外部との吹き上げ蒸気による冷却
水落下抑制現象(CCFL )の相互作用を考慮しなけ
ればならない。
〔発明が解決しようとする問題点〕
上記従来技術は、炉心(もしくは燃料集合体)内から吹
き上げる蒸気によって炉心(もしくは燃料集合体)上方
に保持される冷却水の落下抑制現象(CCFL)に基づ
く冷却水の落下促進については考慮されておらず、冷却
水を圧力容器外部から炉心スプレィ装置などにより圧力
容器内部に供給するためKは、配管破断を検出する装置
とポンプ及び弁等の構成要素から成る冷却水供給装置を
必要とし、装置が複雑となり、また、ポンプ及び弁等の
故障も考慮しなければならないという問題があった。
本発明の目的は、炉心から吹き上げる蒸気によって落下
が抑制される炉心上方の冷却水を効果的に炉心に落下さ
せることにより、炉心冷却に有効利用し、冷却材喪失事
故時における炉心の健全性を向上し、かつポンプ及び弁
等の駆動機器がなく作動の信頼性も高い非常用炉心冷却
装置を得ることにある。
〔問題点を解決するための手段〕
上記目的は、炉心と炉心の上方とを連通ずる流路を設け
、この流路の下端部に流路面積を小さくする絞シ部を形
成することにより達成される。
〔作用〕
一般に、流路を下から蒸気が吹き上げ、上から水が落下
してくる場合には、流路の上部もしくは下部において、
吹き上げる蒸気によって水の落下が抑制される。この現
象はCCFLと呼ばれている。本発明のように、流路の
下部における流路面積を流路内で最小にすると、上部で
の蒸気流速は下部での蒸気流速より小さく女り、上部か
ら流入可能な水流量を下部から流出する水流量よりも常
に大きくすることができる。したがって、原子炉配管の
破断による冷却材喪失事故時においては、下部プレナム
及び炉心における蒸気発生によシ炉心の上方に保持され
ている冷却材を炉心冷却に有効に利用できる。
〔実施例〕
一般に、流路を下から蒸気が吹き上げ、上から水が落下
してくる場合には、流路の上部もしくは下部において、
吹き上げる蒸気によって水の落下が抑制される。この現
象はCCF Lと呼ばれ、第3図に示すような特性とな
る。流路の下部における流路面積を、例えばオリアイス
を設けて、流路内で最小にすると、上部での蒸気流速は
下部での蒸気流速より小さくなり、上部から流入可能な
水流量を下部から流出する水流量よシも常に大きくする
ことができる。このような流路22を炉心9の上部に設
けられた構造物、例えば加圧水型原子炉の上部炉心板2
5に付加した場合の動作を第4図及び第5図により説明
する。第4図において、位(fa及びbはそれぞれ上部
炉心板25に付加された流路の下部と上部を示し1位置
Cは上部炉心板25に設けられている流路孔を示す。上
部炉心板25に付加された流路を吹き上げる蒸気の流速
は流路面積を縮小した位置aで律せられており、上部炉
心板25で仕切られた2つのプレナム間の圧力バランス
から1位置aでの蒸気流速は位置Cでの蒸気流速とほぼ
等しくなっている。従って。
流路面積が位置aよりも大きい位置すでは、蒸気流速が
、流路面積に逆比例して1位置Cよりも小さくなり、下
からの蒸気の吹き上げにより位置Cで水が落下できない
場合でも1位置すからは水が落下することが可能である
。これ以後の流動状態及び圧力分布の変化を第5図によ
り説明する。上部炉心板25に付加された流路22では
上部から水が流入し、かつ上部から流入してくる水流量
は下部から流出する水流量よりも多いため、流路22内
に水が蓄積されてくる。水が蓄積されてくると流動抵抗
は増大し、流路22を吹き上げる蒸気流速が減少する。
蒸気流速が減少すると上部から流入できる水流量が増大
し、流路22に加速度的に水が蓄積されてくる。最終的
に流路22は水で満たされ、第5図の(3)で示される
ような圧力分布となる。位置aをはさんで、流路22内
の圧力が炉心9内の圧力よりも高くなるように流路22
の長さを選べば、流路22内は水が連続的に落下する状
態となシ、その流量は位置aにおける圧力差と流動抵抗
によって決まる。このように1本発明では、下からの蒸
気の吹き上げによって炉心の上部に設置されている構造
物の流路孔から水が落下できない場合でも、構造物に付
加された流路を通して水が連続的に落下することができ
るため。
従来は炉心の上方に保持されていた冷却水を炉心冷却に
有効に利用し、冷却材喪失事故時における炉心の健全性
をさらに向上することができる。また、炉心上方に保持
されていた冷却水の減少により炉心内の蒸気が流出しや
すくなり、炉心圧力の低下を促進して、冷却水が炉心に
流入しやすくなる。
さらに、第6図に示すように、低温水と高温水とを封入
した蓄水タンク及び低温水を炉心に導く注水管を設ける
こと本有効である。
このような構成を備えることによシ、原子炉の冷却材喪
失事故時には、冷却材が炉外へ放出されることにより炉
内の圧力が低下し、圧力容器内の圧力が蓄水タンク内高
温水の飽和圧力に達すると高温水が沸騰を開始する。こ
の減圧沸騰による体積膨張で低温水が炉心内へ注入され
る。従来の蓄圧型注水設備では、高温水の替わりに加圧
ガスが用いられているが1本実施例では加圧ガスの1/
4〜115の容積の高温水で同一の注水力を得ることが
でき、弁及びポンプ等の駆動機器もなく作動の信頼性が
高くなる。
以下、本発明の実施例をより具体的に説明する。
第1図は本発明の一実施例を示すもので、炉心9は約2
00体の燃料集合体21から構成される。
この燃料集合体21で構成される炉心9の最外周の位置
に流路22が付加され、この流路22は上部炉心板25
に取り付けられている。第7図は第1図に示した実施例
における横断面を示したもので、流路22は最外周の燃
料集合体21とシュラウド10との間の空間に設置され
ているため、シュラウド10の大きさを変更する必要は
ない。流路22け上部炉心板25に溶接によって取シ付
けられている。流路22の下部には流路面積を最小とす
るために、例えばオリフィス27が設けられている。々
お、オリフィス27は、流路面積を流路22内で最小と
するものであり、ノズル及びぺンチュリー等で代用でき
る。流路22の長さは、第5図で説明したように、流路
22が水で満たされたときに、流路22内の圧力が下端
において炉心9内の圧力よりも高く々るように選ぶ必要
がある。この条件から決定される流路22の最小の長さ
は、上部炉心板25から燃料集合体21の下端までの長
さをLとしたときに、0.08Lとなる。
従って、流路22の長さを0.08 Lよシ大きくとれ
げ流路22内を水が連続的に落下するようになり、流路
22の長さを大きくとるほどオリフィス27での圧力差
が太きくなるために落下水流速が冷却するという観点か
ら、最も出力密度の高い燃料集合体21の中心位置まで
早期に水位を回復してやることが望ましい。従って、流
路22の長さとしては0.08 Lから0.5Lが好適
である。オリフィス27の流路面積は流路内で最小とな
っていれば本発明は有効に働く。しか1〜.第4図から
れかるように、オリフィス27の流路面積を流路22の
上端の流路面積で割った比率αが小さいほど、本発明が
有効に働く蒸気流速の上限が大きくなる。すなわち、蒸
気の吹き上げによって水が落下できなくなるときの蒸気
流速をV r、・とすると。
流路22の上端24の蒸気流速がV、。となるときの上
部炉心板25の流路孔26における蒸気流速はV、、。
kとなり、この値はαが小さいほど大きくなる。流路孔
26の流路面積は流路22の上端24の全流路面積と比
べて十分大きく、事故時に上部格子板25を吹き上げる
蒸気流量が、例えば炉心の出力密度の増大等の理由によ
シ、通常のプラントよシも大きくなる場合には、その分
αを小さくすれば蒸気流量の増大にかかわらず流路22
において水が連続的に落下するようにできる。
このように、事故時に上部格子板25を吹き上げる蒸気
流量との兼ねあいから、αの範囲としては0.25〜0
.85が好適である。なお、オリフィス27の形状は順
流に対する流動抵抗を増大させ、逆流に対する流動抵抗
を減少させるために、第8図に示すように順流に対して
末広がりのテーパ形状又はラバール形状とすることが望
ましい。また。
オリフィスは下向きでなく、横向きに取シ付けてもよい
以下説明する実施例においては、流路22け8本設置さ
れており、オリフィス27の流路面積は流路22の上端
24の流路面積の71優に、流路22の長さは上部炉心
板25から燃料集合体21の下端までの長さをLとした
とき0.38 Lに、流路22の流路面積は燃料集合体
21の1体当りの流路面積の40優になっている場合に
ついて説明する。このよう表加圧水型原子炉の通常運転
時には、ポンプによって駆動された水が下部ブレナム4
から多数の燃料集合体21で構成された炉心9に流れ込
む。炉心9に流入した冷却水の一部は上部炉心板25に
付加された流路22に流れ込むため、流路22を付加す
る前と同量の冷却水を燃料集合体21側に流すためには
ポンプの容量を増大させなければならないが、その割合
は高々2チにすぎない。このような加圧水型原子炉にお
いて配管1例えばコールドレグ1の破断により冷却付表
失事故が起こった場合を想定する。このときの、炉内の
流動状態の変化を第9図により説明する。
配管破断が起こると、破断口からの冷却水の流出によっ
て圧力容器6内部の圧力が低下してくる。
配管破断直後(第9図−(1))には、炉心9の上部に
高温水が、下部に低温水(サブクール約250)があシ
、高温水が減圧沸騰することによる膨張力によって冷却
水が炉心を下向きに流れる。配管破断直後3秒で、下部
プレナム4内部の冷却水の温度も飽和温度に達し減圧沸
騰を始める。下部プレナム4で減圧沸騰によシ発生し喪
蒸気及び炉心9での発熱によ、り発生した蒸気が上部格
子板25の流路孔26を吹き上げ、水が流路孔26を通
って炉心に落下することを疎外するため、破断後約5秒
には炉心9の内部に水位が形成され、燃料集合体21の
大部分は蒸気中に露出する(第9図−(2))。
本実施例では、流路22の上部流路孔24を吹き上げる
蒸気流速は、蒸気流量が流路面積最小の下部23によっ
て律せられているために、流路孔26を吹き上げる蒸気
流速の71チとなる。このため、流路孔26を吹き上げ
る蒸気流速が水の流入できない値よシも大きい場合でも
、第10図のCCF’ L特性に示すように、上部流路
孔24から水が流入することができる。このような場合
には。
第5図で説明したメカニズムによって、配管破断直後1
0秒には流路22を通して水が連続的に落下するように
なる。このとき、流路22内側と炉心9側との圧力バラ
ンスから計算される下部流路孔23における水流速は4
.9 m / sとなる。下部流路孔23を落下した水
は、炉心の下から燃料棒を冷却しながら炉心を上昇して
くるが、このときの速度(再冠水速度)Vlの、流路2
2を付加したことによる増加分は、水が蒸気相を含まな
いと渚えれば次式で与えられる。
ここに、Sl :流路22の下部流路孔23の全流路面
積(m2) So :炉心9の流路面積(m2) 本実施例ではSt/8oは0.012となっておシ。
炉心再冠水速度の増加分は少なくとも5.9 cm/ 
sとなる。なお、流路22の本数を増やし、その分流路
22の流路面積を縮小しても同様の効果を得ることがで
きる。また1本実施例では、上部炉心板25上に保持さ
れる冷却水がすみやかに炉心9に落下するため、炉心9
で発生する蒸気が上部に抜けやすくなり炉心9内の圧力
が低下するので。
ダウンカマ3と炉心9側との圧力バランスによシ。
健全側のコールドレグ1から注入される水がダウンカマ
3から下部プレナム4を通って炉心9に流入しやすくな
る。さらに1本実施例では、上部格子板25の上部に保
持される冷却水を事故後早期から炉心冷却に有効に活用
できるため、蒸気単相の冷却モードから気液二相の冷却
モードに変わる時間が早くなり、燃料被覆管の冷却特性
が向上する。なお、燃料棒間隔を小さくすることによっ
て炉心9を稠密化し、炉心9を小型化する場合、炉心9
の出力密度が増大し、かつ、上部炉心板25の流路孔2
6の流路面積が減少するために、上部炉心板において冷
却水がさらに落下しに((なるが、オリフィス27の流
路面積をさらに小さくして上部流路孔24での蒸気流速
を低くすれば、流路22を通して上部炉心板25上方の
冷却水を落下できる。このように、炉心9内の蒸気発生
量に応じて、オリフィス27と流路22の上部流路孔2
4との流路面積の比を適正に決定すれば、いかなる炉心
出力の変化にも対応できる。本実施例によれば、炉心の
周辺に流路を付加するだけで、炉心再冠水速度を少なく
とも5.9 tyn / s増加させ。
また、事故後早期から燃料被覆管の冷却特性が向上する
効果がある。
本発明の他の実施例を第11図に示す。本実施例の特徴
は、第1図及び第7図で示した実施例に。
さらに短尺の流路40を追加した点である。本実施例で
は、流路40を4本設置しており、オリフィス47の流
路面積は流路40の上端44の流路面積の71優に、流
路40の長さは上部炉心板25−から燃料集合体21の
下端までの長さをLとしたとき0.15Lに、流路40
の流路面種線燃料集合体21の1体当シの流路面積の1
.6倍になつてhる。このような加圧水型原子炉の通常
運転時には、ポンプによって駆動された水が下部プレナ
ムから炉心9に流れ込む。炉心9に流入した水の一部は
流路22及び流路40に流れ込むため、流路22及び流
路40を付加する前と同量の冷却水を燃料集合体21側
へ流すためにはポンプの容量を増大させなければならな
いが、その割合は6チにすぎない。このような加圧水型
原子炉において配管1例えば第1図に示したコールドレ
グ1の破断により冷却材喪失事故が起こった場合を想定
すると、下部プレナムでの減圧沸騰及び炉心9での発熱
によ多発生した蒸気が上部格子板25の流路孔26を吹
き上げ、エントレイメント(蒸気に同伴されること)に
より炉心9から吹き上げられた水、ホットレグから上部
プレナムに注入された水。
又は事故発生時に炉心9の上部に存在していた水の一部
を上部炉心板25の上部に保持する。本実施例では、上
部炉心板25に流路22及び流路40が付加されており
、流路の下部には流路内で流路面積を最小にするように
それぞれオリフィス27とオリフィス47が設けられて
いる。このため、先の実施例で説明したように、上部炉
心板25の流路孔26を水が落下できない場合でも、流
路22及び流路40を水が連続的に落下できるようにな
る。流路22を付加したことによる炉心再冠水速度の増
加は先の実施例で説明したように5、9 cm / S
である。流路44内側と炉心9側どの圧力バランスから
計算される下部43における水舎流速は2.3m/sと
なる。また、流路40の下部43の全流路面積を炉心9
の流路面積で割った値は1本実施例では0.024とな
っており、流路40を付加したことによる炉心再冠水速
度の増加は5.5 cm / Sとなる。従って本実施
例では、炉心が蒸気中に露出した後、流路22の下端2
3まで水位が回復してくる間は炉心再冠水速度は11,
4crn/S増加し、その後流路40の下端まで水位が
回復【7てぐる開は炉心再冠水速度は5.5 cm /
 s増加する。なお、長さが0,5Lより本長い流路を
さらに追加すればとの流路の下端まで水位が回復してく
る速度をさらに増加することができる。本実施例によれ
ば、炉心の周辺に流路を付加するだけで、炉心再冠水速
度が5.5から11.4 cm/ s増加するため炉心
の上部まで早期に水位が回復し、t:た、事故後早期か
ら燃料被覆管の冷却特性が向上する効果がある。
本発明の第2実施例を第12図に示す。この実施例の特
徴は、第1図に示した実施例において。
上部炉心支持板30により圧力容器6内に蓄水タンク3
1を形成し、蓄水タンク31を隔離壁32により高温水
蓄積空間33と低温水蓄積空間34とに分割したことで
ある。通常運転時には高温の冷却水(約29Or)がコ
ールドレグ1からリーク孔35を通って高温水蓄積空間
33に流れ込み。
さらにリーク孔36を通って上部プレナム5に抜けてい
る。一方、低温水蓄積空間34では放熱により冷却水温
度が低下している(約160C)。
また、第1図に示した実施例と同様に、上部炉心板25
に流路22が付加されており、流路22の下部にはオリ
フィス27が設けられている。このような加圧水型原子
炉において配管、例えばコールドレグ1の破断により冷
却材喪失事故が起こった場合を想定すると、下部プレナ
ム4での減圧沸騰及び炉心9での発熱によ多発生した蒸
気が上部炉心板25の流路孔26を吹き上げ、エントレ
イメントにより炉心9から吹き上げられた水、ホットレ
グ2から上部プレナム5に注入された水、又は事故発生
時に炉心9の上方に存在していた水の一部を上部炉心板
25の上方に保持する。本実施例では、上部炉心板25
に流路22が付加されてお如、流路22の下部23には
流路22内で流路面積を最小とするようにオリフィス2
7が設ケラれている。このため、先の実施例で説明した
ように、上部炉心板25の流路孔26を水が落下できな
い場合でも、流路22を水が連続的に落下するようにな
り、炉心の再冠水速度が少なくとも5.9cW1/s増
加する。また、冷却水が破断口を本つルーズにバイパス
することがなく、現状の非常用炉心冷却系を有効に活用
することができる。炉心9内の水位が低下し炉心9が露
出すると、流路22を通して冷却水が炉心9に流入し始
めるため、流路22の効果は出力が高い炉心露出直後に
顕著である。圧力容器6内部の圧力が低下して、高温水
蓄積空間33内の高温冷却水の温度290Cに対する飽
和圧力である65気圧より低くなると、高温水蓄積空間
33に蓄積されていた高温の冷却水が減圧により沸騰を
起こし体積が膨張する。この体積膨張力により低温水蓄
積空間34に保持されていた低温の冷却水がリーク孔3
7から上部炉心支持柱8を通って燃料集合体21の上部
に供給され、燃料集合体21が冷却される。この体積膨
張力を利用した炉心の冷却効果は、上部プレナム5内の
冷却水が流路22を通して全て炉心9に落下した後から
炉心9が再冠水する間、特に顕著である。本発明によれ
ば、炉心露出直後の出力が高い間は上部炉心板25の上
方に保持される冷却水を炉心冷却に有効に利用でき、そ
の後は高温冷却水の減圧沸騰による膨張力を駆動源とし
て低温の冷却水を直接炉心に供給できるため炉心の冷却
特性及び信頼性が向上する効果がある。
なお2本実施例においては、蓄水タンク31を圧力容器
6内に設は走が、圧力容器6の外部に設け、ホットレグ
2もしくけコールドレグ1を通して冷却水を炉心9に供
給してもよい。この場合。
蓄水タンク内の一部分のみ加熱器で加熱する仁とにより
高温水を形成することができる。
本発明の第3実施例を第13図により説明する。
電気出力110万KWクラスの加圧木型原子炉では約2
00体の燃料集合体があり、そのうち75チの燃料集合
体には制御棒が挿入されない。この実施例では、流路2
2として、この制御棒の挿入されない全燃料集合体数の
18俤に当る燃料集合体の制御棒案内管を使用するよう
にしたものである。流路22の上部24と下部23には
流路孔が設けられ上部ノズル50の上部と燃料集合体内
を連結する流路を形成する。例えば、17X17配列の
燃料集合体では、1体当り制御棒案内管は24本ある。
なお、上部ノズル50には流路孔26が設けられている
。本発明の最適な実施例では、下部の流路孔23は流路
22の長さをLとしたとき上から0.4Lの位置に設け
られており、その流路面積は流路22の流路面積の83
チとなってbる。このような燃料集合体をもつ加圧水型
原子炉で配管1例えば第12図に示したコールドレグ1
の破断によシ冷却材喪失事故が起こった場合を想定する
と、減圧沸騰及び炉心での発熱により発生した蒸気が上
部ノズル50の流路孔26を吹き上げ、エントレイメン
トにより炉心から吹き上げられた水、ホットレグに注入
された水、又は事故発生時に炉心上方に存在していた水
の一部を上部ノズル50の上方に保持する。上部の流路
孔24を吹き上げる蒸気流速は流路面積を最小とした下
部流路孔23によって律せられているため。
流路孔26を吹き上げる蒸気流速よりも小さくなる。こ
のため、流路孔26を吹き−Fげる蒸気流速が水が流入
できなくなる値よりも大きい場合であっても第10図の
CC11’ LfiI性に示すように、上部流路孔24
から水が流入する。これによって。
第5図で説明したメカニズムにより、流路22を通して
下部流路孔23から水が連続的に落下する。
このとき、流路22の内側と炉心側との圧力バラ(%) ンスから計算される下部流路孔23にかける水流速は4
.9 m / sとなる。本実施例では、流路22の下
部流路孔23における全面積を炉心の流路面積で割った
値は0.01となっており1本発明による炉心再冠水速
度への寄与は4.9 cwt/ 8となる。
また1本実施例では上部ノズル50の上方に保持される
冷却水を事故後早期から出力密度の最も高い燃料集合体
の中央部に導くことができるため。
燃料被覆管の冷却特性を向上できる。本実施例によれば
、炉心再冠水速度を4,9(7)/S増加させ。
また事故後早期から出力密度の最も高い燃料集合体の中
央部に冷却水を導くことができるから燃料被覆管の冷却
特性も向上できる効果がある。
本発明の第4実施例を第14図に示す。本実施例は、燃
料棒間隔を小さくした稠密炉心を有する沸騰水型原子炉
に適用したものである。本実施例では多数の燃料集合体
21で構成される炉心9の最外周の位置に流路22が付
加され、この流路22は上部炉心板25に取り付けられ
ている。流路22の下部23には流路22内で流路面積
が最小となるようにオリフィス27が設けられている。
本実施例の好適な例では、オリフィス27の流路面積を
流路22の上部流路孔24の流路面積の71q6に、流
路22の長さを上部炉心板25から燃料集合体31の下
端までの長さをLとしたとき0.38Lに、流路22の
全流路面積を燃料集合体21の1体当りの流路面積の3
.2倍にしている。
通常運転時には、多数の燃料集合体21で構成された炉
心9で、冷却水は燃料からの熱により加熱され沸騰する
。発生した蒸気はセパレータ65で気水分離され、ドラ
イヤー66で乾燥された後主蒸気配管67を通ってター
ビンに送られる。タービンに送られた蒸気は復水器で水
に戻された後。
ポンプで駆動され給水配管68を通ってダウンカマ3に
戻る。ダウンカマ3に戻った冷却水はインターナルポン
プ70によって駆動され、下部プレナム4を通って炉心
9に流入する。このような沸騰水型原子炉において配管
1例えば給水配管68に破断が生じた場合を想定すると
、冷却水の流出に伴い圧力容器6内の水位が低下してぐ
る。水位が給水配管68に達した後は、蒸気放出となる
が、減圧沸騰により引き続き冷却水が失われていき。
水位が低下し続ける。そこで、炉心9に冷却水を供給す
るために炉心スプレィ配管72を通して冷却水が上部炉
心板25上方に散布される。冷却水を炉心9に直接供給
しないのは燃料被覆管の熱応力を考慮しただめであり、
冷却水を上部炉心板25の上方に散布すれば蒸気との混
合により冷却水Fi飽和温度近くまで昇温されるので熱
応力は十分小さくなる。しかし、冷却水を上部炉心板2
5上方に散布した場合には、減圧沸騰及び炉心での発熱
により発生した蒸気が上部炉心板25の流路孔26を吹
き上げ冷却水の落下が抑制される。本実施例では、流路
22の上部流路孔24を吹きあげる蒸気流速はオリフィ
ス27で流路面積を最小とした下部流路孔23によって
律せられているため、上部格子板25に設けた流路孔2
6の蒸気流速よりも小さくなる。このため、流路孔26
を吹き上げる蒸気流速が水が流入できなく々る値よりも
大きい場合でも、第10図のCCF’L特性に示すよう
に流路22の上部流路孔24から水が流入する。したが
って、第5図で説明したメカニズムによって、流路22
を通して水が連続的に落下する。このとき、流路22内
側と炉心9側との圧力バランスから計算される流路22
の下部流路孔23における水流速は5.3 m / s
となる。本実施例では、流路22の下部流路孔23の全
面積を炉心9の流路面積で割った値は0.012となっ
ており。
本発明による炉心再冠水速度への寄与は少なくとも6.
4 cm/ sとなる。本実施例によれば、冷却水は飽
和温度近くまで昇温された後炉心に導かれるため、燃料
被覆管の熱応力が十分小さくなり、また炉心再冠水速度
が少なくとも6.4 cm/ 8増加する効果がある。
本発明の第5実施例を第45図及び第16図に示す。第
15図に示した例は、第7図に示した実施例において流
路22の下部に形状記憶合金から成る遮へい板29を設
けたものである。この遮へい板29は、原子炉の通常運
転時(冷却材温度約29Or)においては第15図(1
)に示すように閉じている。従って、通常運転時に流路
22を流れる冷却水の流量はほぼ零となυ、流路22を
流出する冷却水を補充するためのポンプの容量増加が不
要となる。一方、冷却材喪失事故時には圧力容器内圧力
の低下に伴い冷却水温度が低下し、冷却水温度が例えば
250C以下に低下すると第15図(2)に示すように
遮へい板29が開く。遮へい板29が開くと、上部炉心
板25に設けられた流路孔26から上部プレナム5内の
冷却水が炉心9内に落下できない条件下においても流路
22内を吹き上げる蒸気流量はオリフィス27を設けた
流路22の下部流路孔23で制限され、流路22上部2
4での蒸気流速が減少し、上部プレナム5内の冷却水を
流路22を通して効果的に炉心9に落下する。本実施例
によれば1通常運転時におけるポンプ容量の増大を防止
し、かつ冷却材喪失事故時における炉心への冷却水流入
を促進し、燃料被覆管の冷却能力を向上できる効果があ
る。
第16図に示した例は、第15図に示した実施例におい
て、さらにオリフィス27にも形状記憶lす1′1) 合金を用いたことにある。通常運転時には、遮へい板2
9は第16図(1)に示すように閉じている。
冷却材喪失事故時には、冷却水温度の低下により遮へい
板29が第16図(2)に示すように開く。上部プレナ
ム5内の冷却水が流路22を通し7て炉心9内に流入し
始めると流路22内は冷却水で満されるため流動抵抗が
犬き(なり炉心9から流路22に蒸気が流入することは
ない。従って、上部プレナム5内の冷却水が流路22を
通して炉心9に落下し、オリフィス27が冷却水によっ
て冷却され、例えば200C以下に々ると、第16図(
3)に示すようにオリフィス27が開き、冷却水の落下
を促進する。本実施例によれば、通常運転時におけるポ
ンプ容量の増大を防止し、冷却材喪失事故時における炉
心への冷却水の流入をさらに促進できる効果がある。
〔発明の効果〕
本発明によれば、原子炉配管の破断による冷却材喪失事
故時において、下部ブレナム及び炉心における蒸気発生
により炉心の上方に保持される冷却材を炉心冷却に有効
に利用できるので、事故時における炉心の健全性を向上
できると共に、弁及びポンプ等の駆動機器が必要ないの
で作動の信頼性も高い非常用炉I6冷却装置が得られる
という効果がある。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明装置の第1実施例を示す縦断面図、第2
図は従来装置の縦断面図、第3図〜第5図はそれぞれ本
発明の詳細な説明するための線図。 第6図は低温水と高温水とを封入した蓄水タンクを示す
縦断面図、第7図は第1図の炉心部を示す図で、(a)
は平面断面図、(b)は流路22の部分を拡大して示す
断面図、(C)はΦ)図のA−A@面図、(d)は(b
)図のB−B断面図、第8図はオリフィス部の筋状の例
を示す縦断面図、第9図は流動状態の変化を示す炉心の
縦断面図、第10図はCCFL%性を示す線図、第11
図は本発明の他の例を示す図で、(a)は炉心部の平面
断面図、申)は流路22゜40の部分を拡大して示す断
面図、第12図は本発明の第2実施例を示す縦断面図、
第13図は本発明の第3実施例を示す図で、燃料集合体
の部分を簡略的に示す斜視図(a)と流路の部分の断面
図(b)。 第14図は本発明の第4実施例を示す縦断面図。 第15図及び第16図はそれぞれ本発明の第5実施例を
説明する図で、流路付近の断面図である。 8・・・上部炉心支持柱、21・・・燃料集合体、22
・・・流路、25・・・上部炉心板、27・・・オリフ
ィス。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、原子核変換により熱を発生させる炉心を原子炉容器
    内に有する原子炉において、炉心と該炉心上部の原子炉
    容器内を連通する流路を設け、この流路の下部に流路面
    積を小さくする絞りを設けたことを特徴とする非常用炉
    心冷却装置。 2、特許請求の範囲第1項において、高温水と低温水を
    封入した蓄水タンクと前記蓄水タンクの低温水部分と炉
    心を連結する注水管とから構成される注水設備を圧力容
    器の内部もしくは外部に付加したことを特徴とする非常
    用炉心冷却装置。 3、特許請求の範囲第1項において、流路の流路面積が
    最小となる絞りをオリフィスとし、このオリフィスを形
    状記憶合金で構成し、高温で流路面積が縮小し、低温で
    流路面積が拡大するように構成したことを特徴とする非
    常用炉心冷却装置。 4、特許請求の範囲第1項において、上部炉心板から燃
    料集合体の下端までの長さをLとしたとき、炉心と炉心
    上部を連通するように設けた前記流路の長さを0.08
    L〜0.5Lとしたことを特徴とする非常用炉心冷却装
    置。 5、特許請求の範囲第1項において、前記流路の絞り部
    の流路面積をその流路の上端部における流路面積で割っ
    た比率αを0.25〜0.85の範囲としたことを特徴
    とする非常用炉心冷却装置。
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