JPH0232294A - 原子炉非常用炉心冷却装置 - Google Patents
原子炉非常用炉心冷却装置Info
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- JPH0232294A JPH0232294A JP63181533A JP18153388A JPH0232294A JP H0232294 A JPH0232294 A JP H0232294A JP 63181533 A JP63181533 A JP 63181533A JP 18153388 A JP18153388 A JP 18153388A JP H0232294 A JPH0232294 A JP H0232294A
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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
- Structure Of Emergency Protection For 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】
〔発明の目的〕
(産業上の利用分野)
本発明は、軽水型原子炉の冷却材喪失事故(以下LOC
Aと称す)時における原子炉の安全性を確保するための
原子炉非常用炉心冷却装置の改良に関するものである。
Aと称す)時における原子炉の安全性を確保するための
原子炉非常用炉心冷却装置の改良に関するものである。
(従来の技術)
想定される配管破断によるLOCAに対して燃料及び燃
料被覆の重大な損傷を防止でき、かつ、燃料被覆の金属
と水との反応を十分小さな量に制限できる構造として設
けられている。ECC5は、高圧炉心スプレン系(以下
HPC8と呼ぶ)17、自動減圧系(以下ADSと呼ぶ
)18、低圧炉心スプレィ系(以下LPO3と呼ぶ)1
9、低圧注水系(以下LPCIと呼ぶ) 20.21.
22の各系統から構成されている。
料被覆の重大な損傷を防止でき、かつ、燃料被覆の金属
と水との反応を十分小さな量に制限できる構造として設
けられている。ECC5は、高圧炉心スプレン系(以下
HPC8と呼ぶ)17、自動減圧系(以下ADSと呼ぶ
)18、低圧炉心スプレィ系(以下LPO3と呼ぶ)1
9、低圧注水系(以下LPCIと呼ぶ) 20.21.
22の各系統から構成されている。
第5図に第4図のECC5系統のI、 II、 DIの
区分別の駆動源を示す。ECC5系の電動機、ポンプ等
の機器は火災等の場合を考慮してスペース的に区分して
設けられている。尚、図中における弁記号で1補は通常
運転中間、〉くは通常運転中間を示すものである。23
はECC5の非常用所内電源である。ECC5は、非常
用所内電源23のみの運転下で例えば系統の最重要機器
1個の単一故陣を仮定しても装置の安全機能が達成でき
るように、独立性を有する設計とされている。区分■に
おける1台のLPCSポンプ24と1台のLPCIポン
プ25は、専用の所内電源母線26及びディーゼル発電
v127に接続されている。区分■のLPCIポンプ2
8.29の2台は専用の所内電源母線30及びディーゼ
ル発電機31に接続されている。区分■における1台の
HPCSポンプ32は、専用の所内電源母線33及びデ
ィーゼル発電fi34に接続されており、また、自動減
圧系(ADS)18は蓄電池にそれぞれ接続されている
。尚、第4図、第5図において、36はサプレッション
プール、37はドライウェル、38はベント管、39は
熱交換器、41は復水貯蔵タンクである。
区分別の駆動源を示す。ECC5系の電動機、ポンプ等
の機器は火災等の場合を考慮してスペース的に区分して
設けられている。尚、図中における弁記号で1補は通常
運転中間、〉くは通常運転中間を示すものである。23
はECC5の非常用所内電源である。ECC5は、非常
用所内電源23のみの運転下で例えば系統の最重要機器
1個の単一故陣を仮定しても装置の安全機能が達成でき
るように、独立性を有する設計とされている。区分■に
おける1台のLPCSポンプ24と1台のLPCIポン
プ25は、専用の所内電源母線26及びディーゼル発電
v127に接続されている。区分■のLPCIポンプ2
8.29の2台は専用の所内電源母線30及びディーゼ
ル発電機31に接続されている。区分■における1台の
HPCSポンプ32は、専用の所内電源母線33及びデ
ィーゼル発電fi34に接続されており、また、自動減
圧系(ADS)18は蓄電池にそれぞれ接続されている
。尚、第4図、第5図において、36はサプレッション
プール、37はドライウェル、38はベント管、39は
熱交換器、41は復水貯蔵タンクである。
第6図にLP01の系統概要図を示す。LPC319は
、電動機駆動のLPCSポンプ24が1台、炉心上部の
スパージャ35、配管、弁類及び計測装置から構成され
ている。この系統は、原子炉水位が「低」または格納容
器圧力「高」の信号で作動を開始し、サプレッションプ
ール36のプール水を、炉心上部に取り付けられたスパ
ージー35におけるヘッダーのノズルから燃料集合体(
図示せず)上にスプレィすることによって炉心を冷却し
、原子炉水位「高」の信号により停止するようになって
いる。その際、破断口から流出した水は、ドライウェル
37の底部に溜まりベント管38を通ってサプレッショ
ンプール36のプール水に戻り、再びスプレィ水として
循環する。
、電動機駆動のLPCSポンプ24が1台、炉心上部の
スパージャ35、配管、弁類及び計測装置から構成され
ている。この系統は、原子炉水位が「低」または格納容
器圧力「高」の信号で作動を開始し、サプレッションプ
ール36のプール水を、炉心上部に取り付けられたスパ
ージー35におけるヘッダーのノズルから燃料集合体(
図示せず)上にスプレィすることによって炉心を冷却し
、原子炉水位「高」の信号により停止するようになって
いる。その際、破断口から流出した水は、ドライウェル
37の底部に溜まりベント管38を通ってサプレッショ
ンプール36のプール水に戻り、再びスプレィ水として
循環する。
第7図に、LPCIの系統概要を示す。LPCI20.
21.22は、電動機駆動のLPCIポンプ25゜28
、29の3台、配管、弁類及び計測装置から構成されて
いる。本系統は、3台のLPCIポンプ25の1台と他
のしPCIポンプ28.29の2台とは、別々のループ
になっており、原子炉水位「低」または格納容器圧力「
高」の信号で作動を開始し、サプレッションプール36
のプール水を直接炉心シュラウド(図示せず)内に注入
し、冠水させることにより炉心を冷却する。尚、スプレ
ィは水の粒子が細かくなるため冠水の方がスプレィより
効果的に冷却できる。
21.22は、電動機駆動のLPCIポンプ25゜28
、29の3台、配管、弁類及び計測装置から構成されて
いる。本系統は、3台のLPCIポンプ25の1台と他
のしPCIポンプ28.29の2台とは、別々のループ
になっており、原子炉水位「低」または格納容器圧力「
高」の信号で作動を開始し、サプレッションプール36
のプール水を直接炉心シュラウド(図示せず)内に注入
し、冠水させることにより炉心を冷却する。尚、スプレ
ィは水の粒子が細かくなるため冠水の方がスプレィより
効果的に冷却できる。
その他の運転モードとして、第8図に示すように、格納
容器冷却モードがおり、完全な独立2系統で構成されて
いる。本系統により、LOCA後サプレッションプール
36のプール水は、ドライウェル37内及びサプレッシ
ョンプール36のチャンバョンチャンバ36a内に戻り
、サプレッションチャンバ36a内にスプレィされた水
と共に残留熱除去系(RHR)の熱交換器39で冷却さ
れた後、再びスプレィされるようになっている。
容器冷却モードがおり、完全な独立2系統で構成されて
いる。本系統により、LOCA後サプレッションプール
36のプール水は、ドライウェル37内及びサプレッシ
ョンプール36のチャンバョンチャンバ36a内に戻り
、サプレッションチャンバ36a内にスプレィされた水
と共に残留熱除去系(RHR)の熱交換器39で冷却さ
れた後、再びスプレィされるようになっている。
第9図に、l−I P CSの系統概要図を示す。HP
C317は、電動駆動のトlPc5ポンプ32が1台、
スパージャ40、配管、弁類及び計測制6′Il装置か
ら構成されている。本系統は、原子炉水位「低」または
、格納容器圧力「高」の信号で作動を開始し、復水貯蔵
タンク41の水またはサプレッションプール36のプー
ル水を、炉心上部に取り付けられたスパージャ40にお
けるヘッダーのノズルから、燃料集合体上に、スプレィ
することによって炉心を冷却する。また、原子炉水位「
高」信号でスプレィを自動的に停止する。水源は、第1
水源として復水貯蔵タンク41の水を使用するが、復水
貯蔵タンク41の水位が設定値より下がるか、サプレッ
ションプール36のプール水の水位が設定値より上がる
と第2水源のサプレッションプール36のプール水に自
動的に切り換わるようになっている。
C317は、電動駆動のトlPc5ポンプ32が1台、
スパージャ40、配管、弁類及び計測制6′Il装置か
ら構成されている。本系統は、原子炉水位「低」または
、格納容器圧力「高」の信号で作動を開始し、復水貯蔵
タンク41の水またはサプレッションプール36のプー
ル水を、炉心上部に取り付けられたスパージャ40にお
けるヘッダーのノズルから、燃料集合体上に、スプレィ
することによって炉心を冷却する。また、原子炉水位「
高」信号でスプレィを自動的に停止する。水源は、第1
水源として復水貯蔵タンク41の水を使用するが、復水
貯蔵タンク41の水位が設定値より下がるか、サプレッ
ションプール36のプール水の水位が設定値より上がる
と第2水源のサプレッションプール36のプール水に自
動的に切り換わるようになっている。
A D 318は、逃がし安全弁の一部からなり、低圧
注水系または低圧炉心スプレィ系と連系して炉心を冷却
する開催を有している。本系統は原子炉水位が「低」及
び格納容器圧力「高」の両信号をう(プてかう120秒
の時間遅れをもって作動し、原子炉圧力を速やかに低下
させてLPCIまたはLP01と連係して十分炉心を冷
却することができる。
注水系または低圧炉心スプレィ系と連系して炉心を冷却
する開催を有している。本系統は原子炉水位が「低」及
び格納容器圧力「高」の両信号をう(プてかう120秒
の時間遅れをもって作動し、原子炉圧力を速やかに低下
させてLPCIまたはLP01と連係して十分炉心を冷
却することができる。
ざらに、安全設備とは別に、原子炉隔離時冷却系(RC
IC図示せず)がある。これは、原子炉挙止後何らかの
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、復水貯蔵タンク41またはサプレッションプ
ール36のプール水を炉心に注入することを目的として
いる。
IC図示せず)がある。これは、原子炉挙止後何らかの
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、復水貯蔵タンク41またはサプレッションプ
ール36のプール水を炉心に注入することを目的として
いる。
上記のように現行BWR−5のECC5系統構成は、高
圧系が1系統、低圧系が4系統であり、いずれもシュラ
ウド内部に注水されている。
圧系が1系統、低圧系が4系統であり、いずれもシュラ
ウド内部に注水されている。
(発明が解決しようとする課題)
現行BWR−5のECC5は、すべてシュラウド内に端
部が形成されているため、ECC5配管破断を想定した
場合にはシュラウド内から直接冷却材が流出することに
なる。BWR−5のECC8がシュラウド内に注水され
るのは大口径の再循環配管がシュラウド外の低位置にあ
るため、再循環配管大破断を想定した場合にはシュラウ
ド外に注水しても炉心へは注水されないためである。し
かし最近再循環配管のないインターナルポンププラント
が開発されつつある。本プラントでは大口径の配管が低
位置にはないので、ECC5をシュラウド内に注水した
場合にはECC5配管破断が最も厳しい冷却材喪失事故
となる。
部が形成されているため、ECC5配管破断を想定した
場合にはシュラウド内から直接冷却材が流出することに
なる。BWR−5のECC8がシュラウド内に注水され
るのは大口径の再循環配管がシュラウド外の低位置にあ
るため、再循環配管大破断を想定した場合にはシュラウ
ド外に注水しても炉心へは注水されないためである。し
かし最近再循環配管のないインターナルポンププラント
が開発されつつある。本プラントでは大口径の配管が低
位置にはないので、ECC5をシュラウド内に注水した
場合にはECC5配管破断が最も厳しい冷却材喪失事故
となる。
本発明の目的は再循環ポンプ内蔵型原子炉においてEC
C5配管破断時のシュラウド内水位の低下を抑制して原
子炉の安全性を高めることのできる原子炉非常用炉心冷
却装置を得ることにある。
C5配管破断時のシュラウド内水位の低下を抑制して原
子炉の安全性を高めることのできる原子炉非常用炉心冷
却装置を得ることにある。
(発明の構成〕
(課題を解決するための手段)
上記目的を達成するために、本発明においては、再循環
ポンプ内蔵型原子炉の冷却材喪失事故時に原子炉圧力容
器内を冷却する原子炉非常用炉心冷却装置において、こ
の原子炉非常用炉心冷却装置を構成する各系統の原子炉
圧力容器内の開口部を原子炉圧力容器内に収容されたシ
ュラウドの外部であり、かつシュラウド内に収容された
炉心の上端より上方に形成されて成ることを特徴とする
原子炉非常用炉心冷却装置を提供する。
ポンプ内蔵型原子炉の冷却材喪失事故時に原子炉圧力容
器内を冷却する原子炉非常用炉心冷却装置において、こ
の原子炉非常用炉心冷却装置を構成する各系統の原子炉
圧力容器内の開口部を原子炉圧力容器内に収容されたシ
ュラウドの外部であり、かつシュラウド内に収容された
炉心の上端より上方に形成されて成ることを特徴とする
原子炉非常用炉心冷却装置を提供する。
(作 用)
このように構成された原子炉非常用炉心冷却装置におい
ては、この原子炉非常用炉心冷却装置を構成する各系統
の一部の配管が破断した場合においても破断口が炉心の
上部となるため、破断によって外部に放出される流量を
低減させることができ、シュラウド外部に開口が形成さ
れているため、シュラウド内部から直接外部に冷却材が
放出されるのを防止することができる。
ては、この原子炉非常用炉心冷却装置を構成する各系統
の一部の配管が破断した場合においても破断口が炉心の
上部となるため、破断によって外部に放出される流量を
低減させることができ、シュラウド外部に開口が形成さ
れているため、シュラウド内部から直接外部に冷却材が
放出されるのを防止することができる。
(実施例)
以下、第1図から第3図を参照して本発明の一実施例に
係る原子炉非常用炉心冷却装置について説明する。
係る原子炉非常用炉心冷却装置について説明する。
ここで第1図を参照して原子炉非常用炉心重囲系の概要
を説明する。第1図において、原子炉圧力容器1内には
シュラウド16が配設されており、このシュラウド16
内には炉心2が収容されている。
を説明する。第1図において、原子炉圧力容器1内には
シュラウド16が配設されており、このシュラウド16
内には炉心2が収容されている。
このシュラウドの下部にはインターナルポンプ3が配設
されている。冷却材は一般に給水管8から原子炉圧力容
器1内に給水されインタープルポンプ3を介して下部プ
レナム1a内に導入される。この下部プレナム1a内に
導入された冷却材は上昇し、炉心2内にて蒸発する。こ
の蒸気は気水分離器1b。
されている。冷却材は一般に給水管8から原子炉圧力容
器1内に給水されインタープルポンプ3を介して下部プ
レナム1a内に導入される。この下部プレナム1a内に
導入された冷却材は上昇し、炉心2内にて蒸発する。こ
の蒸気は気水分離器1b。
主蒸気管9を介してタービン(図示せず)に導入する構
成になっている。そして、この原子炉圧力容器内1に接
続されたECC5は図に示すように高圧注水系(以下H
PCIと呼ぶ)4を2系統低圧注水系(以下り、 P
CIと呼ぶ)5を3系統、原子炉隔離時冷却系(以下R
CICと呼7S)6を1系統及び自動減圧系(以下AD
Sと呼ぶ)7から構成されている。本実施例の上記実施
例は単一故障を仮定しても装置の安全機能が達成される
ように独立性を有する構成であり、動力源、ポンプ等の
機器はすべて第2図に示すように1区分、■区分、■区
分からなる3区分構成とし各区分にそれぞれ高圧系EC
C5及び低圧系ECC8が設置されている。なお、第2
図において、第5図と同一の部分には同一の符号を付し
、その構成の説明は省略する。
成になっている。そして、この原子炉圧力容器内1に接
続されたECC5は図に示すように高圧注水系(以下H
PCIと呼ぶ)4を2系統低圧注水系(以下り、 P
CIと呼ぶ)5を3系統、原子炉隔離時冷却系(以下R
CICと呼7S)6を1系統及び自動減圧系(以下AD
Sと呼ぶ)7から構成されている。本実施例の上記実施
例は単一故障を仮定しても装置の安全機能が達成される
ように独立性を有する構成であり、動力源、ポンプ等の
機器はすべて第2図に示すように1区分、■区分、■区
分からなる3区分構成とし各区分にそれぞれ高圧系EC
C5及び低圧系ECC8が設置されている。なお、第2
図において、第5図と同一の部分には同一の符号を付し
、その構成の説明は省略する。
原子炉格納容器10内には原子炉圧力容器1が収容され
ており、この原子炉圧力容器1に前記ECC8が接続さ
れている。このECC5は3区分に分割されており、そ
の各系統は原子炉圧力容器1内のシュラウド16外側部
に端部が開放されている。
ており、この原子炉圧力容器1に前記ECC8が接続さ
れている。このECC5は3区分に分割されており、そ
の各系統は原子炉圧力容器1内のシュラウド16外側部
に端部が開放されている。
区分■はLPC1,5とRCIC6とから構成ざれてい
る。LPCI 5はサプレッションプール13を水源と
し、LPCIポンプ5aにて昇圧され原子炉補機冷却系
14の熱交換器11によって冷却された後、給水管8を
介して原子炉圧力容器1内に導入されている。前記RC
IC6は復水貯蔵タンク41゜サプレッションプール3
6を水源とし、RCICポンプ6aにて昇圧され給水管
8を介して原子炉圧力容器1内に導入されている。
る。LPCI 5はサプレッションプール13を水源と
し、LPCIポンプ5aにて昇圧され原子炉補機冷却系
14の熱交換器11によって冷却された後、給水管8を
介して原子炉圧力容器1内に導入されている。前記RC
IC6は復水貯蔵タンク41゜サプレッションプール3
6を水源とし、RCICポンプ6aにて昇圧され給水管
8を介して原子炉圧力容器1内に導入されている。
区分■はI−I P CI 4とLPGI 5とから構
成されている。HPCI4はサプレッションプール36
及び復水貯蔵タンク41を水源とし、HPCIポンプ4
aにて昇圧され原子炉圧力容器1内に導入されている。
成されている。HPCI4はサプレッションプール36
及び復水貯蔵タンク41を水源とし、HPCIポンプ4
aにて昇圧され原子炉圧力容器1内に導入されている。
前記LPCI5はサプレッションプール36を水源とし
、LPCIポンプ5aにて昇圧され、原子炉補機冷却系
14の熱交換器11にて冷却され、原子炉圧力容器1内
に導入されている。
、LPCIポンプ5aにて昇圧され、原子炉補機冷却系
14の熱交換器11にて冷却され、原子炉圧力容器1内
に導入されている。
区分■はHPCI4.LPCI5.ADS7から構成さ
れている。HPCI 4はサプレッションプール36及
び復水貯蔵タンク41を水源とし、HPCIポンプ4a
にて昇圧して原子炉圧力容器1内に導入されている。L
PCI 5はサプレッションプール36を水源とし、L
PCIポンプ5aにて昇圧され、原子炉補機冷却系14
の熱交換器11にて冷却され、原子炉圧力容器1内に導
入されている。前記ADS7は主蒸気管9に一端が接続
されており、その弛端部は弁7aを介してサプレッショ
ンプール36のプール水中に開放されている。
れている。HPCI 4はサプレッションプール36及
び復水貯蔵タンク41を水源とし、HPCIポンプ4a
にて昇圧して原子炉圧力容器1内に導入されている。L
PCI 5はサプレッションプール36を水源とし、L
PCIポンプ5aにて昇圧され、原子炉補機冷却系14
の熱交換器11にて冷却され、原子炉圧力容器1内に導
入されている。前記ADS7は主蒸気管9に一端が接続
されており、その弛端部は弁7aを介してサプレッショ
ンプール36のプール水中に開放されている。
以上の構成によって、HPCI、LPCI、RCIC,
ADSから成るECC5はすべてシュラウド外の炉心上
端より高い位置に設置されている。
ADSから成るECC5はすべてシュラウド外の炉心上
端より高い位置に設置されている。
これによってECC5配管破断時において原子炉内にお
ける水位の低下を緩やかにすることができる。上述した
ようなプラントでは主蒸気管のような大口径の配管、E
CC5のような中口径の配管及びその他の小口径の配管
がおり、各種の配管破断により減圧速度が変化するので
、ECC5は高圧から低圧までをカバーする必要がある
。本発明では各区分共に高圧系ECC5と低圧系ECC
5を有するので単一故障を考えても適切にあらゆる配管
破断に対応することが可能である。
ける水位の低下を緩やかにすることができる。上述した
ようなプラントでは主蒸気管のような大口径の配管、E
CC5のような中口径の配管及びその他の小口径の配管
がおり、各種の配管破断により減圧速度が変化するので
、ECC5は高圧から低圧までをカバーする必要がある
。本発明では各区分共に高圧系ECC5と低圧系ECC
5を有するので単一故障を考えても適切にあらゆる配管
破断に対応することが可能である。
上述した構成における作用を第3図の特性図を参照して
説明する。第3図においてシュラウドの内側にECC5
配管がある従来例の場合へと本発明のECC8構成の場
合BにおけるECC5配管破断時の原子炉内保有水■の
比較を°示す。本発明のECC5構成の場合には、EC
C5配管破断が生じた場合には、破断口は比較的に早く
露出するために、破断流は気相となり破断流量は比較的
に小ざい。また、原子炉の減圧も早いので、ECC8の
注入量も多くなる。従って事故時の原子炉内の保有水量
は多く、安全余裕を向上させることができる。〔発明の
効果〕 上述したように、本発明の一実施例に係る原子炉非常用
炉心冷却装置によれば、原子炉非常用炉心冷却装置を構
成する各系統の原子炉圧力容器内の開口部をシュラウド
の外部であり、かつ炉心の上端より上方に形成したので
、系統内配管が破断した場合においてもシュラウド内か
ら直接冷却材が流出することがなく、ざらには炉心上端
より下方にて破断することがないので、事故時に、炉心
内の保有水量を多く保つことができ、より安全余裕を向
上させることができる。
説明する。第3図においてシュラウドの内側にECC5
配管がある従来例の場合へと本発明のECC8構成の場
合BにおけるECC5配管破断時の原子炉内保有水■の
比較を°示す。本発明のECC5構成の場合には、EC
C5配管破断が生じた場合には、破断口は比較的に早く
露出するために、破断流は気相となり破断流量は比較的
に小ざい。また、原子炉の減圧も早いので、ECC8の
注入量も多くなる。従って事故時の原子炉内の保有水量
は多く、安全余裕を向上させることができる。〔発明の
効果〕 上述したように、本発明の一実施例に係る原子炉非常用
炉心冷却装置によれば、原子炉非常用炉心冷却装置を構
成する各系統の原子炉圧力容器内の開口部をシュラウド
の外部であり、かつ炉心の上端より上方に形成したので
、系統内配管が破断した場合においてもシュラウド内か
ら直接冷却材が流出することがなく、ざらには炉心上端
より下方にて破断することがないので、事故時に、炉心
内の保有水量を多く保つことができ、より安全余裕を向
上させることができる。
第1図は本発明の一実施例に係る原子炉非常用炉心冷却
装置の主要部を示す系統図、第2図は第1図に示した原
子炉非常用炉心冷却装置の全体構成を示す系統図、第3
図は本発明と従来例の作用を示す特性図、第4図は非常
用炉心冷却装置の従来例の主要部を示す系統図、第5図
は第4図に示した従来例の全体構成を示す系統図、第6
図は低圧炉心スプレィ系の従来例を示す系統図、第7図
は低圧注水系の従来例を示す系統図、第8図は格納容器
冷却モードの従来例を示ず系統図、第9図は高圧炉心ス
プレィ系の従来例を示す系統図である。 1・・・原子炉圧力容器 2・・・炉心 3・・・インターナルポンプ 4・・・高圧注水系(HPCI> 5・・・低圧注水系(LPCI) 6・・・原子炉隔離時冷却系(RCIC)7・・・自動
減圧系(ADS) 6・・・シュラウド
装置の主要部を示す系統図、第2図は第1図に示した原
子炉非常用炉心冷却装置の全体構成を示す系統図、第3
図は本発明と従来例の作用を示す特性図、第4図は非常
用炉心冷却装置の従来例の主要部を示す系統図、第5図
は第4図に示した従来例の全体構成を示す系統図、第6
図は低圧炉心スプレィ系の従来例を示す系統図、第7図
は低圧注水系の従来例を示す系統図、第8図は格納容器
冷却モードの従来例を示ず系統図、第9図は高圧炉心ス
プレィ系の従来例を示す系統図である。 1・・・原子炉圧力容器 2・・・炉心 3・・・インターナルポンプ 4・・・高圧注水系(HPCI> 5・・・低圧注水系(LPCI) 6・・・原子炉隔離時冷却系(RCIC)7・・・自動
減圧系(ADS) 6・・・シュラウド
Claims (1)
- 再循環ポンプ内蔵型原子炉の冷却材喪失事故時に原子炉
圧力容器内を冷却する原子炉非常用炉心冷却装置におい
て、この原子炉非常用炉心冷却装置を構成する各系統の
原子炉圧力容器内の開口部を原子炉圧力容器内に収容さ
れたシュラウドの外部であり、かつシュラウド内に収容
された炉心の上端より上方に形成されて成ることを特徴
とする原子炉非常用炉心冷却装置。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP63181533A JPH0232294A (ja) | 1988-07-22 | 1988-07-22 | 原子炉非常用炉心冷却装置 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP63181533A JPH0232294A (ja) | 1988-07-22 | 1988-07-22 | 原子炉非常用炉心冷却装置 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH0232294A true JPH0232294A (ja) | 1990-02-02 |
Family
ID=16102438
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP63181533A Pending JPH0232294A (ja) | 1988-07-22 | 1988-07-22 | 原子炉非常用炉心冷却装置 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPH0232294A (ja) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US9017242B2 (en) | 2009-06-04 | 2015-04-28 | Cardiogard Medical Ltd. | Arterial device, system and method for removing embolic debris |
-
1988
- 1988-07-22 JP JP63181533A patent/JPH0232294A/ja active Pending
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US9017242B2 (en) | 2009-06-04 | 2015-04-28 | Cardiogard Medical Ltd. | Arterial device, system and method for removing embolic debris |
US9326782B2 (en) | 2009-06-04 | 2016-05-03 | Cardiogard Medical Ltd. | Arterial device, system and method for removing embolic debris |
US9554814B2 (en) | 2009-06-04 | 2017-01-31 | Cardiogard Medical Ltd. | Arterial device, system and method for removing embolic debris |
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