JP6004438B2 - 原子炉冷却システム - Google Patents
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Description
本願は上記課題を解決する手段を複数含んでいるが、その一例を挙げるならば、原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器内に設置された原子炉圧力容器または蒸気発生器と、前記原子炉圧力容器または前記蒸気発生器の冷却水の通常水位より高い位置に設置した冷却プールとを備えた原子炉の冷却システムであって、前記原子炉圧力容器、前記蒸気発生器、または前記原子炉格納容器から蒸気を抜き取る蒸気供給配管と、前記蒸気供給配管の下流側に接続され、前記冷却プール中に設置した凝縮タンクと、前記凝縮タンクの下流側に接続され、前記冷却プール中に設置した熱交換器と、一端が前記熱交換器の下流側に接続され、他端が前記原子炉圧力容器、前記蒸気発生器、または前記原子炉格納容器に接続された戻し管と、前記凝縮タンクの内部に設置した内部熱交換器を有し、前記内部熱交換器を空気により冷却する空冷システムとを備えたことを特徴とする。
上記した以外の課題、構成及び効果は、以下の実施形態の説明により明らかにされる。
[第1の実施の形態]
図1は本発明の原子炉冷却システムの第1の実施の形態を適用した沸騰水型原子炉を示す概略構成図である。本実施の形態は、沸騰水型原子炉(BWR)に適用したものである。
原子炉が停止した後も、原子炉圧力容器4内部では、炉心3の崩壊熱が発生し、蒸気が発生している。この崩壊熱を除去して原子炉を冷却するために、起動弁29を開放する。
次に、本発明の原子炉冷却システムの第2の実施の形態を図2を用いて説明する。図2は本発明の原子炉冷却システムの第2の実施の形態を適用した沸騰水型原子炉を示す概略構成図である。なお、図2において、図1に示す符号と同符合のものは、同一部分であるので、その詳細な説明は省略する。
低い確率であるが原子炉で配管破断事故が発生した場合、崩壊熱により発生した原子炉圧力容器4内の蒸気は、破断した配管から上部ドライウェル5及び下部ドライウェル6内に放出される。この蒸気によりこのドライウェル5、6内の圧力が上昇する。
次に、本発明の原子炉冷却システムの第3の実施の形態を図3を用いて説明する。図3は本発明の原子炉冷却システムの第3の実施の形態を適用した沸騰水型原子炉を示す概略構成図である。なお、図3において、図1及び図2に示す符号と同符合のものは、同一部分であるので、その詳細な説明は省略する。
なお、上述した第1の実施の形態においては、沸騰水型原子炉に適用した例を示したが、加圧水型原子炉(PWR(Pressurized Water Reactor))にも適用することができる。加圧水型原子炉に適用した第1の実施の形態を図4及び図5を用いて説明する。
図4は本発明の原子炉冷却システムの第1の実施の形態を適用した加圧水型原子炉の一例を示す概略構成図、図5は本発明の原子炉冷却システムの第1の実施の形態を適用した加圧水型原子炉の他の例を示す概略構成図である。なお、図4及び図5において、図1乃至図3に示す符号と同符合のものは、同一部分であるので、その詳細な説明は省略する。
4 原子炉圧力容器
8 冷却プール
15 蒸気発生器
21 原子炉蒸気供給配管(蒸気供給配管)
22 凝縮タンク
23 空冷システム
24 内部熱交換器
25 外部熱交換器
26 熱輸送ループ
27 非常用復水器熱交換器(熱交換器)
28 凝縮水戻し管(戻し管)
29 起動弁
41 格納容器蒸気供給配管(蒸気供給配管)
47 静的格納容器冷却設備熱交換器(熱交換器)
48 格納容器戻し管(戻し管)
Claims (9)
- 原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器内に設置された原子炉圧力容器または蒸気発生器と、前記原子炉圧力容器または前記蒸気発生器の冷却水の通常水位より高い位置に設置した冷却プールとを備えた原子炉の冷却システムであって、
前記原子炉圧力容器、前記蒸気発生器、または前記原子炉格納容器から蒸気を抜き取る蒸気供給配管と、
前記蒸気供給配管の下流側に接続され、前記冷却プール中に設置した凝縮タンクと、
前記凝縮タンクの下流側に接続され、前記冷却プール中に設置した熱交換器と、
一端が前記熱交換器の下流側に接続され、他端が前記原子炉圧力容器、前記蒸気発生器、または前記原子炉格納容器に接続された戻し管と、
前記凝縮タンクの内部に設置した内部熱交換器を有し、前記内部熱交換器を空気により冷却する空冷システムとを備えた
ことを特徴とする原子炉冷却システム。 - 請求項1に記載の原子炉冷却システムにおいて、
前記原子炉は、前記原子炉圧力容器を備えた沸騰水型原子炉である
ことを特徴とする原子炉冷却システム。 - 請求項1に記載の原子炉冷却システムにおいて、
前記原子炉は、前記蒸気発生器を備え、
前記蒸気発生器は、原子炉圧力容器に接続された加圧水型原子炉である
ことを特徴とする原子炉冷却システム。 - 請求項2に記載の原子炉冷却システムにおいて、
前記蒸気供給配管は、前記原子炉圧力容器から蒸気を抜き取る原子炉蒸気供給配管であり、
前記熱交換器は、前記凝縮タンクの下流側に接続され、前記冷却プール中に設置した非常用復水器熱交換器であり、
前記戻し管は、一端が前記非常用復水器熱交換器の下流側に接続され、他端が前記原子炉圧力容器に接続された凝縮水戻し管である
ことを特徴とする原子炉冷却システム。 - 請求項2に記載の原子炉冷却システムにおいて、
前記蒸気供給配管は、前記原子炉格納容器から蒸気を抜き取る格納容器蒸気供給配管であり、
前記熱交換器は、前記凝縮タンクの下流側に接続され、前記冷却プール中に設置した静的格納容器冷却設備熱交換器であり、
前記戻し管は、一端が前記静的格納容器冷却設備熱交換器の下流側に接続され、他端が前記原子炉格納容器内に接続された格納容器戻し管である
ことを特徴とする原子炉冷却システム。 - 請求項2に記載の原子炉冷却システムにおいて、
請求項4に記載の原子炉冷却システム及び請求項5に記載の原子炉冷却システム5の両方を備えた
ことを特徴とする原子炉冷却システム。 - 請求項3に記載の原子炉冷却システムにおいて、
前記蒸気供給配管は、前記蒸気発生器から蒸気を抜き取る原子炉蒸気供給配管であり、
前記熱交換器は、前記凝縮タンクの下流側に接続され、前記冷却プール中に設置された非常用復水器熱交換器であり、
前記戻し管は、一端が前記非常用復水器熱交換器の下流側に接続され、他端が前記蒸気発生器に接続された凝縮水戻し管である
ことを特徴とする原子炉冷却システム。 - 請求項1乃至7のいずれか1項に記載の原子炉冷却システムにおいて、
前記空冷システムは、前記内部熱交換器と、前記原子炉格納容器の外部に設置された外部熱交換器と、前記内部熱交換器および前記外部熱交換器を接続する熱輸送ループとからなる閉ループで構成され、
前記閉ループ内には、冷媒が封入される
ことを特徴とする原子炉冷却システム。 - 請求項4、6及び7のいずれか1項に記載の原子炉冷却システムにおいて、
前記原子炉蒸気供給配管または前記凝縮水戻し管の少なくともどちらか一方に、起動弁を設置した
ことを特徴とする原子炉冷却システム。
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