JPS6375691A - 自然循環型原子炉 - Google Patents
自然循環型原子炉Info
- Publication number
- JPS6375691A JPS6375691A JP61219468A JP21946886A JPS6375691A JP S6375691 A JPS6375691 A JP S6375691A JP 61219468 A JP61219468 A JP 61219468A JP 21946886 A JP21946886 A JP 21946886A JP S6375691 A JPS6375691 A JP S6375691A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- pressure
- water
- pressure vessel
- core
- Prior art date
- 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
- Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (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】
［産業上の利用分野］
本発明は自然循環型原子炉に係り、特に沸騰水型原子炉
に適用するのに好適な冷却材喪失事故時および万一の制
御棒挿入不能時に炉心の冷却を確保できる非常用炉心冷
却系を備えた自然循環型原子炉に関する。
に適用するのに好適な冷却材喪失事故時および万一の制
御棒挿入不能時に炉心の冷却を確保できる非常用炉心冷
却系を備えた自然循環型原子炉に関する。
［従来の技術］
従来の自然循環型原子炉の非常用炉心冷却系を第２図に
示す。
示す。
本原子炉では原子炉格納容器１３の上部に水を蓄えたプ
ール１４が設置されている。原子炉圧力容器１内の炉心
２はプール】４より下部にくる様な構造となっており、
事故時にはプール１４から重力落下により炉心２に注水
できる。また、プール１４内には原子炉圧力容器１内の
蒸気を凝縮させて除熱するアイソレーションコンデンサ
１５が設置されており、主蒸気管とプール１４の間には
圧力逃し弁７が設けられている。
ール１４が設置されている。原子炉圧力容器１内の炉心
２はプール】４より下部にくる様な構造となっており、
事故時にはプール１４から重力落下により炉心２に注水
できる。また、プール１４内には原子炉圧力容器１内の
蒸気を凝縮させて除熱するアイソレーションコンデンサ
１５が設置されており、主蒸気管とプール１４の間には
圧力逃し弁７が設けられている。
冷却材喪失事故時には圧力逃し弁７により原子炉圧力容
器１内の蒸気をプール１４へ放出し減圧して重力落下に
より炉心に注水する構成となっている。
器１内の蒸気をプール１４へ放出し減圧して重力落下に
より炉心に注水する構成となっている。
［発明が解決しようとする問題点コ
上記従来技術では非常用炉心冷却系はプールから重力落
下による炉心への注水を考慮しているがこの注水は炉心
の冠水を維持するためだけの目的であった。
下による炉心への注水を考慮しているがこの注水は炉心
の冠水を維持するためだけの目的であった。
本発明の目的は、原子炉圧力容器内の圧力逃し弁と加圧
された水あるいはホウ酸水を蓄えた複数のタンクを組合
せることにより、動的機器を減らして信頼性を向上し、
冷却材喪失事故時および万一の制御棒挿入不能時に、炉
心を安全に停止し、炉心を冷却するのに有効な組合せを
もつ非常用炉心冷却系を提供することにある６ ［問題点を解決するための手段］ 上記目的は以下の２点により達成される。
された水あるいはホウ酸水を蓄えた複数のタンクを組合
せることにより、動的機器を減らして信頼性を向上し、
冷却材喪失事故時および万一の制御棒挿入不能時に、炉
心を安全に停止し、炉心を冷却するのに有効な組合せを
もつ非常用炉心冷却系を提供することにある６ ［問題点を解決するための手段］ 上記目的は以下の２点により達成される。
１）圧力逃し弁と加圧されたタンクあるいは重力落下を
考えて圧力容器より上に配置されたタンクを組合せるこ
とにより動的機器を減らし信頼性を高める。
考えて圧力容器より上に配置されたタンクを組合せるこ
とにより動的機器を減らし信頼性を高める。
２）加圧タンクあるいは重力落下水タンクの組合せおよ
び一部のタンク内にホウ酸水を注入することにより冷却
材喪失事故および万一の制御棒挿入不能時に対処する。
び一部のタンク内にホウ酸水を注入することにより冷却
材喪失事故および万一の制御棒挿入不能時に対処する。
［作用］
原子炉の主蒸気管に設けられた圧力逃し弁および加圧タ
ンクあるいは重力落下水タンクの組合せ可能となる。ま
たこの注入ではタンクの加圧あるいは重力落下の自然力
を用いているためポンプによる注水と比較して信頼性が
向上する。
ンクあるいは重力落下水タンクの組合せ可能となる。ま
たこの注入ではタンクの加圧あるいは重力落下の自然力
を用いているためポンプによる注水と比較して信頼性が
向上する。
また、複数のタンクのうち一部のタンクにほう成木を注
入することにより、炉心でのボイド反応度が零もしくは
負の反応度である自己制御性の良くない原子炉において
、万一の制御棒挿入不能の場合にはホウ酸水の注入が可
能であり、原子炉を安全に停止することが可能となる。
入することにより、炉心でのボイド反応度が零もしくは
負の反応度である自己制御性の良くない原子炉において
、万一の制御棒挿入不能の場合にはホウ酸水の注入が可
能であり、原子炉を安全に停止することが可能となる。
［実施例］
第１図は本発明の一実施例である。以下実施例に従って
本発明について説明する。
本発明について説明する。
本発明では実施例は、沸騰水型原子炉タイプの自然循環
型原子炉を考える。自然＠環型原子炉は内部に核分裂反
応により発熱する炉心２を有する原子炉圧力容器１、炉
心２で発生した蒸気をタービン５へ送る主蒸気管３、復
水器６で凝縮した水を再び原子炉圧力容器１へ送る給水
管４で構成される。原子炉圧力容器１内の水の流れは給
水管４で供給された水は自然＠環によりシュラウド１１
の外側を通って炉心下部に至り、炉心２で熱を受けて蒸
気となり主蒸気管３によりタービン５へ供給される。
型原子炉を考える。自然＠環型原子炉は内部に核分裂反
応により発熱する炉心２を有する原子炉圧力容器１、炉
心２で発生した蒸気をタービン５へ送る主蒸気管３、復
水器６で凝縮した水を再び原子炉圧力容器１へ送る給水
管４で構成される。原子炉圧力容器１内の水の流れは給
水管４で供給された水は自然＠環によりシュラウド１１
の外側を通って炉心下部に至り、炉心２で熱を受けて蒸
気となり主蒸気管３によりタービン５へ供給される。
本実施例では主蒸気管３に圧力逃し安全弁７を設け、当
該逃し弁７より出た蒸気はサプレッションチェンバ８で
凝縮される。また、事故時の対応として、ＦＡ子炉圧力
容器１より上部におかれた重力落下により圧力容器１内
に注水可能な内圧２〜５気圧程度の低圧注水タンク９お
よび内部にホウ酸水を貯えた内圧５〜１０気圧程度の高
圧注水タンク１０で構成されこれらのタンクは注入配管
により原子炉圧力容器１と結ばれている。
該逃し弁７より出た蒸気はサプレッションチェンバ８で
凝縮される。また、事故時の対応として、ＦＡ子炉圧力
容器１より上部におかれた重力落下により圧力容器１内
に注水可能な内圧２〜５気圧程度の低圧注水タンク９お
よび内部にホウ酸水を貯えた内圧５〜１０気圧程度の高
圧注水タンク１０で構成されこれらのタンクは注入配管
により原子炉圧力容器１と結ばれている。
以下、冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）時の本発明のシステ
ムの作動例について説明する。
ムの作動例について説明する。
冷却材喪失事故とは原子炉圧力容器１に接続する配管が
破断することにより圧力容器１内の冷却材が外部へ流出
し、炉心への注水がなければ、炉心露出まで至り、炉心
の健全性が損われるという事故である。
破断することにより圧力容器１内の冷却材が外部へ流出
し、炉心への注水がなければ、炉心露出まで至り、炉心
の健全性が損われるという事故である。
本発明では炉心への注水機能として高圧注水タンク１０
および低圧注水タンク９が設けであるが内圧が低いため
に、本設備を作動するためには原子炉圧力容器１内の圧
力を低下する必要がある。
および低圧注水タンク９が設けであるが内圧が低いため
に、本設備を作動するためには原子炉圧力容器１内の圧
力を低下する必要がある。
本発明では圧力逃し安全弁７を開放することにより原子
炉圧力容器１内の蒸気をサブレッション心の冠水が維持
される。
炉圧力容器１内の蒸気をサブレッション心の冠水が維持
される。
また、沸騰水型原子炉においては、原子炉が何らかの原
因で通常の運転状態を逸脱すると制御棒が挿入され原子
炉は停止するようになっているが万一制御棒がそう入で
きない場合には炉心内でのボイドが増加することにより
炉心内の核反応は抑制される方向に働く、シかし、この
ボイドによる反応度がＯもしくは負であっても非常に小
さい場合を想定しても本発明では、圧力逃し安全弁７の
作動による減圧後、高圧注水タンク１０によるホウ耐水
の注入により原子炉を安全に停止することができる。
因で通常の運転状態を逸脱すると制御棒が挿入され原子
炉は停止するようになっているが万一制御棒がそう入で
きない場合には炉心内でのボイドが増加することにより
炉心内の核反応は抑制される方向に働く、シかし、この
ボイドによる反応度がＯもしくは負であっても非常に小
さい場合を想定しても本発明では、圧力逃し安全弁７の
作動による減圧後、高圧注水タンク１０によるホウ耐水
の注入により原子炉を安全に停止することができる。
なお１本実施例では炉心の冠水維持のために大容量の低
圧注水タンク９および炉心の出力制御のため低容址の高
圧注水タンク１０の２つを設けるため、低圧注水タンク
の容量は炉心冠水に必要な容量とし、高圧注水タンクの
容量は原子炉を安全に停止できるホウ耐水の量で最適化
することが可能である。
圧注水タンク９および炉心の出力制御のため低容址の高
圧注水タンク１０の２つを設けるため、低圧注水タンク
の容量は炉心冠水に必要な容量とし、高圧注水タンクの
容量は原子炉を安全に停止できるホウ耐水の量で最適化
することが可能である。
第４図に本発明の他の実施例を示す。
本実施例では、本発明と原子炉陽射時冷却系１２を組合
わせたものであるゆ 原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）１２は原子炉停止後何
らかの原因で復水、給水が停止した場合に、原子炉水位
を維持するため、原子炉蒸気の一部を用いたタービン駆
動ポンプによりサプレッションチェンバー８の水を炉心
２に注水することを目的としており原子炉圧力が高い場
合にも炉心への注水が可能となっている。
わせたものであるゆ 原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）１２は原子炉停止後何
らかの原因で復水、給水が停止した場合に、原子炉水位
を維持するため、原子炉蒸気の一部を用いたタービン駆
動ポンプによりサプレッションチェンバー８の水を炉心
２に注水することを目的としており原子炉圧力が高い場
合にも炉心への注水が可能となっている。
以下、本実施例の冷却材喪失事故時のシステムの作動に
ついて説明する。
ついて説明する。
先の実施例では高圧注水タンク１０の作動圧力がＲＣＩ
（”ｌ：ポンプの圧力よりも低いため大幅な減圧が必要
であったが１本実施例ではＲＣＩＣポンプの締切圧力が
高いため、圧力の高い時点での注水が可能であり、それ
により原子炉圧力が低下し。
（”ｌ：ポンプの圧力よりも低いため大幅な減圧が必要
であったが１本実施例ではＲＣＩＣポンプの締切圧力が
高いため、圧力の高い時点での注水が可能であり、それ
により原子炉圧力が低下し。
低圧注水タンク９と組合わせることにより、冷却材喪失
事故時にも炉心は冠水維持される。
事故時にも炉心は冠水維持される。
また、本実施例では万−何らかの原因で制御棒が挿入不
能の場合にのみ高圧注水タンクを用いて原子炉を安全に
停止させる。
能の場合にのみ高圧注水タンクを用いて原子炉を安全に
停止させる。
［発明の効果］
本発明によれば以下の効果がある。
工）非常炉心冷却系からポンプ等の動的機器を削減し、
信頼性の高いＥＣＣ５構成となる。
信頼性の高いＥＣＣ５構成となる。
２）炉心のボイド反応度が零もしくは負であっても非常
に小さい自然循環型原子炉において万一の制御棒挿入不
能の事態において安全に原子炉を停止することが可能で
ある。
に小さい自然循環型原子炉において万一の制御棒挿入不
能の事態において安全に原子炉を停止することが可能で
ある。
３）注水タンクを複数設けることにより、注入圧力、タ
ンク容−辰およびタンク中の水を変えて本タンクの作動
目的を変えることが可能である。
ンク容−辰およびタンク中の水を変えて本タンクの作動
目的を変えることが可能である。
第１図は本発明の一実施例を示す構成図、第２図は従来
の自然循環型原子炉のＥＣＣ５の構成図。 第３図は本発明の他の実施例の構成図である。 １・・・原子炉圧力容器、２・・・炉心、３・・・主蒸
気管、４・・・給水管、５・・・タービン、６・・・復
水器、７・・・圧力逃し安全弁、８・・・サプレッショ
ンチェンバ、９・・・低圧注水タンク、１０・・・高圧
注水タンク、１１・・・シュラウド、１２・・・原子炉
隔跪時冷却系、１３・・・原子炉格納容器、１４・・・
プール、１５・・・アイソレーションコンデンサ
：、−＼Ｅ；ト：、”：に５１ 代理人 弁理士 小川勝馬 ”：ｕ：Ｊ第 は Ｘ２圓 ノン
の自然循環型原子炉のＥＣＣ５の構成図。 第３図は本発明の他の実施例の構成図である。 １・・・原子炉圧力容器、２・・・炉心、３・・・主蒸
気管、４・・・給水管、５・・・タービン、６・・・復
水器、７・・・圧力逃し安全弁、８・・・サプレッショ
ンチェンバ、９・・・低圧注水タンク、１０・・・高圧
注水タンク、１１・・・シュラウド、１２・・・原子炉
隔跪時冷却系、１３・・・原子炉格納容器、１４・・・
プール、１５・・・アイソレーションコンデンサ
：、−＼Ｅ；ト：、”：に５１ 代理人 弁理士 小川勝馬 ”：ｕ：Ｊ第 は Ｘ２圓 ノン
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、圧力容器、炉心および炉心を囲むシュラウドから成
る沸騰水型原子炉において冷却材喪失事故時、または制
御棒挿入不能により原子炉の停止が困難な場合、原子炉
圧力容器内の蒸気を逃がすことにより当該圧力容器内の
減圧を促進することを目的とした圧力逃がし安全弁およ
び圧力容器の減圧後重力落下により当該圧力容器内に注
水可能な圧力に加圧された水を蓄えたタンクにより構成
された非常用炉心冷却系を設けたことを特徴とした自然
循環型原子炉。 ２、特許請求の範囲第１項記載において、水を蓄わえた
タンクを複数設けて一方にはホウ酸水を蓄え、またそれ
ぞれの容量および加圧力を変えた非常用炉心冷却系を設
けたことを特徴とした自然循環型原子炉。 ３、特許請求の範囲第１項または第２項の記載において
、炉心部におけるボイド反応度が零あるいは小さく負に
したことを特徴とした自然循環型原子炉。
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61219468A JPS6375691A (ja) | 1986-09-19 | 1986-09-19 | 自然循環型原子炉 |
| KR1019870010357A KR950009881B1 (ko) | 1986-09-19 | 1987-09-18 | 원자로 설비 |
| CN87106445A CN1012769B (zh) | 1986-09-19 | 1987-09-18 | 核动力装置 |
| US07/098,530 US5011652A (en) | 1986-09-19 | 1987-09-18 | Nuclear power facilities |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61219468A JPS6375691A (ja) | 1986-09-19 | 1986-09-19 | 自然循環型原子炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6375691A true JPS6375691A (ja) | 1988-04-06 |
Family
ID=16735905
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61219468A Pending JPS6375691A (ja) | 1986-09-19 | 1986-09-19 | 自然循環型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6375691A (ja) |
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63195592A (ja) * | 1987-02-09 | 1988-08-12 | 株式会社日立製作所 | 自然循環炉の出力制御装置 |
| JPH02268295A (ja) * | 1989-03-20 | 1990-11-01 | General Electric Co <Ge> | 原子炉系 |
| US5059385A (en) * | 1990-05-04 | 1991-10-22 | General Electric Company | Isolation condenser passive cooling of a nuclear reactor containment |
| JP2007315938A (ja) * | 2006-05-26 | 2007-12-06 | Toshiba Corp | 自然循環型沸騰水型原子炉の流力振動試験方法 |
| JP2008249348A (ja) * | 2007-03-29 | 2008-10-16 | Toshiba Corp | 沸騰水型原子炉およびその非常用炉心冷却装置 |
| JP2009074980A (ja) * | 2007-09-21 | 2009-04-09 | Toshiba Corp | 原子力発電設備および静的冷却系プール |
| JP2013195428A (ja) * | 2012-03-21 | 2013-09-30 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | 低圧原子炉安全システム及び方法 |
-
1986
- 1986-09-19 JP JP61219468A patent/JPS6375691A/ja active Pending
Cited By (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63195592A (ja) * | 1987-02-09 | 1988-08-12 | 株式会社日立製作所 | 自然循環炉の出力制御装置 |
| JPH02268295A (ja) * | 1989-03-20 | 1990-11-01 | General Electric Co <Ge> | 原子炉系 |
| US5106571A (en) * | 1989-03-20 | 1992-04-21 | Wade Gentry E | Containment heat removal system |
| US5059385A (en) * | 1990-05-04 | 1991-10-22 | General Electric Company | Isolation condenser passive cooling of a nuclear reactor containment |
| JP2007315938A (ja) * | 2006-05-26 | 2007-12-06 | Toshiba Corp | 自然循環型沸騰水型原子炉の流力振動試験方法 |
| JP2008249348A (ja) * | 2007-03-29 | 2008-10-16 | Toshiba Corp | 沸騰水型原子炉およびその非常用炉心冷却装置 |
| JP2009074980A (ja) * | 2007-09-21 | 2009-04-09 | Toshiba Corp | 原子力発電設備および静的冷却系プール |
| JP2013195428A (ja) * | 2012-03-21 | 2013-09-30 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | 低圧原子炉安全システム及び方法 |
| US9460818B2 (en) | 2012-03-21 | 2016-10-04 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Low pressure reactor safety systems and methods |
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