JPH0659075A - 原子炉 - Google Patents
原子炉Info
- Publication number
- JPH0659075A JPH0659075A JP5166327A JP16632793A JPH0659075A JP H0659075 A JPH0659075 A JP H0659075A JP 5166327 A JP5166327 A JP 5166327A JP 16632793 A JP16632793 A JP 16632793A JP H0659075 A JPH0659075 A JP H0659075A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- coolant
- residual heat
- reactor
- coolant circuit
- heat removal
- 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.)
- Granted
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
圧する受動式安全系を備えた原子炉を提供する。 【構成】 原子炉は、格納容器シェル内に設けられた原
子炉容器60と、原子炉容器を含む常態では加圧状態に
ある冷却材回路46と、燃料交換用水貯蔵タンク50
と、冷却材追加系と、少なくとも一つのポンプ96及び
少なくとも一つの熱交換器98を備えた残留熱除去ルー
プ94で構成する。残留熱除去ループは入口102及び
出口104を備え、入口と出口は共に冷却材回路に結合
可能である。冷却材は残留熱除去ループの出口を通って
冷却材回路に戻される。残留熱除去ループの入口と燃料
交換用水貯蔵タンクとの間に結合されて制御可能な弁装
置142を設ける。弁装置は、残留熱除去ループと連携
して動作でき、水を燃料用水貯蔵タンクから冷却材回路
に加えるための少なくとも一つのカップリング弁を含
む。
Description
を原子炉冷却材回路内へ追加的に注入するための手段を
含む原子炉システムに関し、特に、残留熱を除去するた
めに冷却材回路システムを熱交換器に熱的に結合する残
留熱除去装置が、追加の冷却材を注入するための手段と
して格納容器内燃料交換用水供給タンクと原子炉の冷却
材回路との間で流体連通関係をなすよう結合可能なシス
テムに関する。本発明は、冷却材としての水の追加注入
を容易にするよう原子炉冷却材回路を除圧又は減圧する
受動安全方式の原子炉システムに適用できる。
炉、例えば加圧水型原子炉は、冷却材を冷却材回路を通
って高圧状態で循環させ、冷却材回路は、冷却材を加熱
するための核燃料を収容した原子炉容器及び冷却材から
エネルギーを抽出するよう動作できる蒸気発生器を通過
している。残留熱除去系は一般に、原子炉の運転停止中
における崩壊熱を除去するために設けられている。冷却
材喪失事故が生じた場合、冷却材を追加するための手段
が設けられている。冷却材の喪失量はほんの僅かな場合
があり、このような場合には、原子炉の冷却材回路を除
圧しないで、比較的小さな高圧供給源から追加の冷却材
を注入することができる。もし冷却材の喪失が大量に生
じると、大量の水を収容している低圧供給源から冷却材
を追加する必要がある。ポンプを用いて原子炉の冷却材
回路の相当大きな圧力(例えば、2250psi又は1
50バール)に打勝つことは困難であるが、原子炉冷却
材回路を除圧すれば冷却材水を格納容器内燃料交換用水
貯蔵タンクから格納容器シェル内の周囲圧力状態で追加
できるようになる。
エスチングハウスAP600型原子炉システムは、冷却
材回路を除圧するために段階式又は多段式除圧装置を利
用している。一連の弁が、原子炉の出口(これは冷却材
回路の「ホットレッグ」としても知られる)と格納容器
シェルの内部とを結合している。これらの弁の動作圧力
は次第に低くなっている。最初に除圧を開始するとき、
冷却材回路と格納容器構造物は除圧弁により、決して小
さくはない背圧をもつ流路に沿って一又は二本以上の小
径の導管を介して結合される。冷却材回路内の圧力が下
がると、別の導管が各除圧段階の除圧弁によって次々に
開放され、各除圧段階では、冷却材回路と格納容器シェ
ルとの間における大きな及び/又は一層直接的な流路が
開放される。
ホットレッグに連結されている加圧タンクが、格納容器
内燃料交換用水供給タンク内に設けられた多孔分散管又
はスパージャに結合される。多孔分散管は、燃料交換用
水供給タンク内の水中に位置した小さなジェットオリフ
ィスに通じる導管を含み、かくして、背圧を生じさせる
と共に水が多孔分散管によってタンク内に放出された蒸
気から凝縮して生じさせることができるようにする。次
々に実施される除圧段階では、導管の内径は次第に大き
くなる。最終除圧段階では、例えば原子炉容器の冷却剤
回路のホットレッグが通過するループ区画室でのところ
において、ホットレグを格納容器シェル内に直結する大
径の導管を有している。この構成により、対応の原子炉
導管に対して突発的な流体の作用による負荷を生じさせ
ることなく、冷却材回路内の圧力は迅速に下がって実質
的に大気圧の状態になる。圧力が十分低くなると、重力
の作用で水が格納容器内燃料交換用水供給タンクから冷
却材回路に追加される。
動除圧手段は、例えば原子炉の冷却材回路に大きな裂け
目が生じたような大規模な冷却材喪失事故の場合であっ
ても、原子炉の炉心を冷却するようにする受動式の安全
手段である。格納容器内燃料交換用水貯蔵タンクは重力
の作用で水を供給するのでポンプは不要である。原子炉
容器を収容している格納容器建屋の底部に排水するよう
にすれば、能動的な、即ち動力を用いる要素、例えばポ
ンプを用いることなく、除圧された冷却材回路内に水を
強制的に注入するのに十分な流体圧力ヘッドが格納容器
内の水に与えられる。冷却材回路がいったん大気圧状態
になって格納容器内に多量の水を注ぐ(以下、これを
「水をフラッディングする」という。)と、水は原子炉
容器内へ絶えず流し込まれ、ここで水が沸騰して核燃料
が冷却される。原子炉の冷却材回路から逃げ出る蒸気中
の水は格納容器シェルの内壁上で凝縮し、そして原子炉
の冷却材回路中に再び流入するよう送り戻される。
合に有効であることが判明している。しかしながら、も
し自動除圧系がそれほど差迫った状況ではない場合に作
動すると、必要もないのに格納容器に水が流れ込むとい
う可能性がある。原子炉の格納容器のフラッディングに
続く除圧段階においては、原子炉の運転を停止すると共
に相当な労力をかけてクリーンアップをする必要があ
る。
有するが、仮に高圧補給源よりも多量の冷却材を追加す
ることにより、或いは恐らくは補修を行うためのきちん
と定められた運転停止手順によって上記問題を状況を改
善できるとしても、損傷及び費用を最小限に抑えるシス
テムが要望されてる。このシステムは、現実の事故に対
応する受動式安全システムの能力を損ねたり、或いはこ
れに対し悪影響を及ぼすことなく、受動式安全システム
を補完するよう構成する必要がある。
支障ある最終除圧段階の実施を回避するために、加圧水
型原子炉の通常の残留熱除去系を、冷却材の追加の際に
原子炉の冷却材回路を除圧する受動式安全系に結合する
ことにある。
と関連していて、受動式炉心冷却系が不注意に或いは不
必要に作動した場合に、自動除圧方式を用いて原子炉の
格納容器建屋のフラッディングを防止するための非保障
措置等級の冷却材追加装置を提供することにある。
の冷却系の冷却材補給及び格納容器内燃料交換用水貯蔵
タンクの水の冷却を含む、原子炉の運転停止に伴う残留
熱除去機能以外の各種機能について一又は二以上の残留
熱除去ポンプのポンプ動力を用いることにある。
は、通常、原子炉が作動していないときに原子炉の冷却
材回路の冷却のために残留熱除去系を用いる加圧水形原
子炉により達成される。本発明によれば、同一の残留熱
除去系は、段階式の除圧実施中に、格納容器内燃料交換
用水供給源から原子炉の冷却材回路に冷却材を補給する
のに手動で結合可能である。冷却材のレベルが下がるこ
とにより除圧段階をトリガできる。最終除圧段階では、
大気圧状態にある燃料水貯蔵タンクを用いて緊急時冷却
のために水を格納容器建屋内にフラッディングする。除
圧が不注意または僅かな漏れに起因して開始されたとき
は冷却材を残留熱除去系を介して追加するのが良いが、
かかる動作が不要な場合、残留熱除去系により除圧が最
終の格納容器フラッディング段階まで進行するのが防止
され、修理のために一層きちんと定められた運転停止手
順を達成できる場合、除圧が進んで最終格納容器充満段
階に至らないようにする。それにもかかわらず、急速な
除圧及び受動方式による冷却が緊急時に要求されない場
合、受動式冷却系の作動が損なわれることはない。
いる補給水貯蔵タンクが原子炉の冷却材回路に結合され
ている。補給水のレベルの低下によりトリガできる除圧
系が燃料交換用水貯蔵タンク内に設けられた多孔分散管
に通じる一連の導管を開き、かくして圧力を減少させ最
終的には大気圧の状態にする。多孔分散管は、蒸気及び
放射線が最初の3つの除圧段階の開始の際に格納容器内
へ放出されないようにする。圧力が低いと、重力の作用
によって燃料交換用水貯蔵タンクから水を冷却材回路に
補給でき、しかも(或いは)、受動式冷却手段として格
納容器建屋内に水をフラッディングすることにより燃料
交換用水貯蔵タンクから原子炉を冷却することができ
る。冷却材回路が格納容器のフラッディングに先立って
除圧状態に達すると、水を周囲圧力状態で収容している
燃料交換用水貯蔵タンクから水を依然として加圧状態に
ある冷却材回路中へ圧送するために残留熱除去系を手動
で作動させる。段階式除圧系は冷却材回路を格納容器へ
通気させ、冷却材の供給量を減少させる。しかしなが
ら、残留熱除去系によって追加された冷却材は、喪失し
た冷却材を補填し、かくして最終除圧段階に達するのを
阻止する。また、補助熱除去路を得るために、残留熱除
去系を燃料交換用水供給タンクとループをなすよう結合
できる。
ている。しかしながら、本発明は図面に示す構成そのも
の及び配列に限定されるものではないことは言うまでも
ない。
失を補償する2つの冷却材源が存在している。高圧冷却
材補給タンク33の入口32は弁35によって原子炉の
冷却材入口、即ち「コールドレッグ」36に結合されて
いる。高圧冷却材補給タンク33はまた、電動弁38及
び逆止弁42によって原子炉容器の注入口44に結合さ
れている。高圧冷却材補給タンク33は、冷却材喪失の
補償のため冷却材を原子炉の冷却材回路46に原子炉の
運転圧力で追加供給するよう動作できる。しかしなが
ら、高圧冷却材補給タンク33の中には、冷却材が限ら
れた量しか入っていない。
向かって開いているベント52を設けているために大気
圧状態にある格納容器内燃料交換用水貯蔵タンク50か
ら大量の水が冷却材として利用できる。原子炉22の運
転中、冷却材回路の動作圧力は2250psi(150
バール)程度である。従って、冷却材を原子炉容器60
及びこれに結合された冷却材回路46に追加するために
は、システムの除圧が必要であり、即ちシステムの圧力
を格納容器内の大気圧または大気圧に近い圧力まで下げ
る必要がある。本発明によれば、格納容器54内へ通気
することによる除圧に起因する導管36,56及び原子
炉容器60に対する熱と流体の作用による負荷を制限す
るため、冷却材回路46は段階的に除圧される。
路46を格納容器54内へ通気することにより4つの除
圧段階で除圧される。なお、その最終除圧段階では、冷
却材回路46を格納容器54の内部に直接結合する。最
終除圧段階では、燃料交換用水貯蔵タンク50からの冷
却材を、電動弁62及び逆止弁64を介して重力の作用
で原子炉容器の注入口44へ送り込むことができる。そ
の上、この最終段階では、燃料交換用水貯蔵タンク50
からの水を格納容器建屋54にフラッディングするのが
良い。かくして、格納容器54内の水は重力の作用で冷
却材回路46の中に流れ込み、そして核燃料によって沸
騰する。それにより生じた蒸気は、格納容器54内へ抜
け、ここで凝縮して比較的低温の格納容器の壁に水が付
着する。凝縮水は格納容器54の底部に戻って再循環さ
れ、このシステムはポンプその他の動力を用いる循環要
素とは無関係の受動式冷却手段を構成する。
の3つの段階は、多孔分散管74を介して冷却材回路4
6と格納容器シェル54との間に結合された初期段階除
圧弁72を開放することにより次々に実施される。各除
圧レッグ76内のそれぞれの除圧弁72は、順々に低い
圧力で開放され、好ましくは冷却材システムの加圧タン
ク80と、導管76に沿って平行なレッグの状態で燃料
交換用水供給タンク内の水中に位置した多孔分散管74
との間に結合される。次々に開放する導管76は一連の
段階に合わせて次第に大径となっており、かくして冷却
材回路46を格納容器54中への通気が一層完全なもの
になる。弁手段82を開放することにより実施される最
終の除圧段階は、最も大径の導管84を用いるのが良
く、冷却材回路46を、発電機(図示せず)に通じる原
子炉出口導管56を含む格納容器54内のループ区画室
内に例えば開放する格納容器シェル54(燃料交換用水
供給タンク50内の多孔分散管74を通過するのではな
く)に直接結合する。
手段を備えた原子炉の冷却材回路46は、本発明によれ
ば残留熱除去系90に結合され、それにより除圧段階が
最終段階に至るまでに補給水を冷却材回路46に供給す
ることができる。残留熱除去系90は通常は炉心からの
通常の崩壊熱を除去するために運転停止時のみ作動され
る。残留熱除去系は手動で作動されるが、事故の場合に
安全設計等級の冷却装置としては計画されていない。し
かしながら、残留熱除去系90と原子炉冷却材回路46
との結合構成を創意工夫することにより、冷却材を燃料
交換用水供給源50から冷却材回路46の中に移動さ
せ、或いは燃料交換用水供給源50内の水を冷却するよ
う残留熱除去ポンプを用いることが可能となる。
に設けられた原子炉容器60を備える原子炉は、原子炉
容器を含む常態では加圧された冷却材回路46を有す
る。大気圧状態の燃料交換用水貯蔵タンク50が、冷却
材を燃料交換用水貯蔵タンク50から低い圧力状態の冷
却材回路に追加供給するために冷却材回路46を減圧で
きるよう冷却材追加装置92に結合されている。少なく
とも1つのポンプ96、少なくとも1つの熱交換器9
8、入口102及び出口104を備えた残留熱除去ルー
プ94が、手動式の弁106,108によって冷却材回
路46に結合可能である。適当な逆止弁109が、残留
熱除去ループ94の出口に直列関係でに設けられてい
る。
れぞれポンプ96及び熱交換器98を備えた2つの残留
熱除去レッグ94を有している。残留熱除去ポンプ96
を弁106,108により燃料交換用水供給タンク50
と冷却材回路46との間で、即ち最終除圧段階に達する
前の冷却材回路の除圧中に結合すると、ポンプ96は水
を燃料交換用水供給源50から直接、原子炉容器注入ラ
イン112に注入する。この注入は原子炉冷却材回路の
圧力がポンプ96の運転停止状態におけるヘッドよりも
低い状態まで下がると起こりえる。
弁111が、2つの並列に結合された残留熱除去レッグ
を分離している。出口弁108が閉じたとき、或いはポ
ンプ96が原子炉注入口44に通じるラインの圧力ヘッ
ドよりも大きくならないときにポンプを作動させた場合
に圧力を抜く制限オリフィス114を備えたバイパス路
113を設けることによりポンプ96を圧力過剰問題か
ら保護できる。
材補給タンク33内の冷却材レベルに基づいてトリガで
きる。例えば、タンク33に異なる高さ位置で設けられ
ると共に原子炉制御系(図示せず)に結合されていて、
対応の冷却材レベルに達すると多段除圧弁32を開放す
るセンサ122を用いて冷却材のレベルを測定できる。
流に位置する或る箇所で冷却材回路46内に注水する。
従って、ポンプ96の作動により、冷却材補給タンク3
3からの流れを効果的に止めることができる。直接原子
炉容器注入ポート132と残留熱除去系の排出ライン1
04の連結部134との摩擦に起因する圧力ヘッド損失
Hfは、オリフィス133の寸法形状を適当に加減する
ことにより、連結具134から冷却材補給タンク33内
の水レベル136までの位置ヘッド差(Helev)に等し
くなるよう設定される。従って、箇所132から134
までのヘッド損失Hfが最終段階除圧弁が開く冷却材高
さ位置よりも上方の冷却材補給タンク33内の高さ位置
により生じる流体圧力ヘッドに一致すれば、最終段階除
圧弁82は残留熱除去ポンプ96による残留水供給源5
0からの冷却材の注入中は開かないであろう。かくして
除圧中に残留熱除去系90を作動させると、自動除圧装
置は格納容器のフラッディングを生じさせる段階までは
進行しない。
るので、除圧段階には、変動する比率で冷却材が原子炉
冷却材回路46から失われるという事態が伴う。蒸気と
水の抜き出しにより、冷却材が冷却材回路46から取り
出され、冷却材が多孔分散管74を介して燃料交換用水
供給タンク50内へ、或いは最終段階導管84を経て直
接格納容器構造54内へ流入する。従って、補給タンク
33内の冷却材のレベルは除圧系の作動中に下がる。補
給タンク33内の冷却材のレベルの低下により、次の除
圧段階がトリガされ、自動除圧の開始に続く圧力除去段
階の各々を通って進む。残留熱除去系90は、例えば自
動除圧系を不用意に作動させたとき、または初期段階除
圧をトリガする冷却材の喪失が限度を越えないような時
に格納容器の不要なフラッディングを防ぐ。
と、残留熱除去系90を依然として作動させるのがよい
が、この場合は悪影響は生じない。オペレータが残留熱
除去ポンプ96を作動させてもしなくても、もし冷却材
補給タンク33内のレベルが、最終段階減圧がトリガさ
れるレベル(例えば、冷却材補給タンクの容積の25
%)まで下がると、冷却材回路46は格納容器54に通
気され、冷却材は重力の作用で燃料交換用水供給源50
から冷却材回路46へ、且つ/または格納容器54の底
部へ流れて受動式冷却を行わせる。かくして、本発明を
用いると、受動式冷却系の使用が妨げられず、事実上、
格納容器建屋54の不要なフラッディングが防止される
と同時に追加の炉心冷却材マージンが得られる。
熱除去系90の入口104に結合されていて、残留熱除
去系を冷却材回路46と燃料交換用水貯蔵タンク50の
うち一方に選択的に結合する少なくとも1つの入口弁1
42と、残留熱除去系90の出口104に結合されてい
て、残留熱除去系90を冷却材回路46か燃料交換用水
貯蔵タンク50かのいずれか一方に選択的に結合する少
なくとも1つの出口弁144とを有する。これにより、
燃料交換用水貯蔵タンク50を冷却するために残留熱除
去系90を使用する可能性が一段と増す。この目的のた
め、残留熱除去系90の入口102と出口104は共
に、原子炉冷却材回路46から離れた冷却材ロープ内で
燃料交換用水供給タンク50に結合されている。燃料交
換用水供給源50の冷却は、補助熱交換器152が燃料
交換用水供給タンク50内に配置されている場合、また
はもし燃料交換用水供給源50が蒸気及び熱水を燃料交
換用水供給タンク内へ流入させるよう抜き出すよう減圧
装置の作動により加熱状態になった場合に有用である。
一の直接原子炉容器注入ラインしか触れなかった。受動
式冷却系が2以上の高圧補給タンク及び/または直接原
子炉容器注入ポートを使用している場合、残留熱除去系
の1または2以上のレッグを高圧タンクのそれぞれ及び
/または図1に実質的に示すように直接注入ポートに結
合することが必要である。例えば、図2においては、2
つの直接原子炉容器注入ポートが残留熱除去系に結合さ
れた状態で図示されている。
るよう結合された本発明の残留熱除去系を備えた原子炉
を示す略図である。
れの要素の間に設けられている弁装置を示す略図であ
る。
Claims (9)
- 【請求項1】 格納容器シェル内に設けられた原子炉容
器と、原子炉容器を含む常態では加圧状態にある冷却材
回路と、燃料交換用水貯蔵タンクと、冷却材を燃料交換
用水貯蔵タンクから低い圧力で冷却材回路に追加するた
めに冷却材回路を除圧するよう動作できる冷却材追加系
とを有する原子炉において、少なくとも一つのポンプ及
び少なくとも一つの熱交換器を備えた残留熱除去ループ
を有し、残留熱除去ループは入口及び出口を備え、入口
と出口は共に冷却材回路に結合可能であり、前記ポンプ
は、冷却材を冷却材回路から引き出し、また冷却材を燃
料交換器を通って移動させるよう通常モードで動作で
き、冷却材は残留熱除去ループの出口を通って冷却材回
路に戻され、前記原子炉は、残留熱除去ループの入口と
燃料交換用水貯蔵タンクとの間に結合されて制御可能な
弁装置を更に有し、制御可能な弁装置は、残留熱除去ル
ープと連携して動作でき、水を燃料用水貯蔵タンクから
冷却材回路に加えるための少なくとも一つのカップリン
グ弁を含むことを特徴とする原子炉。 - 【請求項2】 燃料交換用水貯蔵タンクは大気圧状態に
保たれ、制御可能な弁装置及び残留熱除去ループは、前
記水を前記大気圧よりも高い圧力状態で冷却材回路に追
加するよう動作できることを特徴とする請求項1の原子
炉。 - 【請求項3】 残留熱除去ループは少なくとも一つのポ
ンプを含み、ポンプの出口は弁装置によって原子炉容器
の水注入ポートに結合可能であることを特徴とする請求
項2の原子炉。 - 【請求項4】 弁装置は残留熱除去ループの入口に結合
された少なくとも一つの入口弁を含み、前記少なくとも
一つの入口弁は残留熱除去ループを冷却材回路と燃料交
換用水貯蔵タンクのうち一方に選択的に結合し、それに
より燃料交換用水貯蔵タンクから冷却材回路への補給が
可能であることを特徴とする請求項3の原子炉。 - 【請求項5】 弁装置は、残留熱除去ループの出口に結
合された少なくとも一つの出口弁を含み、前記少なくと
も一つの出口弁は、残留熱除去ループを冷却材回路と燃
料交換用水貯蔵タンクのうち一方に選択的に結合し、そ
れにより残留熱除去ループを用いて燃料交換用水貯蔵タ
ンクの冷却が可能であることを特徴とする請求項4の原
子炉。 - 【請求項6】 冷却材回路と格納容器シェルを結合す
る、除圧弁を備えた複数の導管を有する自動除圧系を更
に含み、除圧弁は導管を除圧段階において次々に低い高
圧補給タンクのレベルで開放するよう動作でき、さら
に、残留熱除去ループを除圧段階のうちの一つで作動さ
せるよう動作できる制御手段を更に有することを特徴と
する請求項1の原子炉。 - 【請求項7】 前記除圧段階は、冷却材回路中の冷却材
のレベルの関数としてトリガされ、開放可能な導管のう
ち一本が冷却材回路を格納容器シェルに直結し、残留熱
除去ループの作動により冷却材の追加によって前記最終
除圧段階の実施を防止することを特徴とする請求項6の
原子炉。 - 【請求項8】 冷却材回路に結合された加圧タンクをさ
らに有し、少なくとも一つの初期除圧段階は、加圧タン
クを燃料交換用水貯蔵タンク内に設けられている多孔分
散管に結合する初期段階除圧弁を開放することによって
実施されることを特徴とする請求項7の原子炉。 - 【請求項9】 実質的に冷却材回路の圧力状態にある補
給水供給源を備えた高圧補給水貯蔵タンクを更に有し、
また高圧補給水貯蔵タンクと連携していて、高圧補給水
貯蔵タンク内の利用可能な冷却材のレベルを検出する検
出手段をさらに有し、除圧弁は検出手段に応答すること
を特徴とする請求項8の原子炉。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US07/903635 | 1992-06-24 | ||
US07/903,635 US5268943A (en) | 1992-06-24 | 1992-06-24 | Nuclear reactor with makeup water assist from residual heat removal system |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH0659075A true JPH0659075A (ja) | 1994-03-04 |
JP3121475B2 JP3121475B2 (ja) | 2000-12-25 |
Family
ID=25417838
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP05166327A Expired - Lifetime JP3121475B2 (ja) | 1992-06-24 | 1993-06-10 | 原子炉 |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US5268943A (ja) |
JP (1) | JP3121475B2 (ja) |
KR (1) | KR100294410B1 (ja) |
CN (1) | CN1033726C (ja) |
GB (1) | GB2268312B (ja) |
IT (1) | IT1263663B (ja) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2014510900A (ja) * | 2010-12-20 | 2014-05-01 | ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー | 原子炉自動減圧システム |
JP2014513280A (ja) * | 2011-03-23 | 2014-05-29 | バブコック・アンド・ウィルコックス・ニュークリアー・エナジー・インコーポレイテッド | 加圧水型原子炉用のエネルギー炉心冷却系統 |
Families Citing this family (33)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
KR0121554B1 (ko) * | 1993-11-29 | 1997-11-22 | 임용규 | 원자력발전소 부분충수 장치와 그 운전방법 |
IT1276043B1 (it) * | 1994-03-09 | 1997-10-24 | Finmeccanica Spa Azienda Ansal | Sistema di depressurizzazione di impianti operanti con vapore in pressione |
US5517539A (en) * | 1994-12-15 | 1996-05-14 | Westinghouse Electric Corporation | Method of decontaminating a PWR primary loop |
DE19611703C2 (de) * | 1996-03-25 | 1998-04-09 | Siemens Ag | Verfahren und Vorrichtung zur Absicherung der Nachwärmeabfuhr aus einem Reaktor eines Kernkraftwerkes |
KR20010067010A (ko) * | 2000-11-23 | 2001-07-12 | 이철상 | 후막형 전계발광소자용 바인더 조성물 및 이를 포함하는전계발광소자 |
US6795518B1 (en) | 2001-03-09 | 2004-09-21 | Westinghouse Electric Company Llc | Integral PWR with diverse emergency cooling and method of operating same |
WO2005086174A1 (en) * | 2004-02-10 | 2005-09-15 | Pebble Bed Modular Reactor (Proprietary) Limited | Nuclear reactor plant |
US8160197B2 (en) * | 2007-03-06 | 2012-04-17 | Areva Np | Nuclear power plant using nanoparticies in closed circuits of emergency systems and related method |
CN101447239B (zh) * | 2008-12-22 | 2012-10-03 | 岭澳核电有限公司 | 核电站大修期间加快一回路排水的方法 |
KR101071415B1 (ko) | 2011-04-15 | 2011-10-07 | 한국수력원자력 주식회사 | Sbo와 loca 대처 피동 고압안전주입탱크 시스템 |
US9583221B2 (en) | 2011-06-15 | 2017-02-28 | Bwxt Nuclear Energy, Inc. | Integrated emergency core cooling system condenser for pressurized water reactor |
KR101229954B1 (ko) * | 2011-09-08 | 2013-02-06 | 한전원자력연료 주식회사 | 원자력 발전소의 피동형 냉각 시스템 |
KR101229953B1 (ko) * | 2011-09-08 | 2013-02-06 | 한전원자력연료 주식회사 | 사용후핵연료 저장조 피동형 냉각장치 |
KR101224023B1 (ko) * | 2011-09-09 | 2013-01-21 | 한국수력원자력 주식회사 | 피동보조 급수계통을 이용한 경수로의 응급잔열제거 및 격납용기 냉각계통 |
US9312035B2 (en) * | 2011-11-14 | 2016-04-12 | Westinghouse Electric Company Llc | Semi-portable emergency cooling system for removing decay heat from a nuclear reactor |
KR101307744B1 (ko) * | 2012-01-25 | 2013-09-11 | 한국수력원자력 주식회사 | 원자로 냉각재의 자동 보충 장치 및 방법 |
CN103295657A (zh) * | 2012-02-29 | 2013-09-11 | 上海核工程研究设计院 | 核反应堆余热排出*** |
US9748004B2 (en) * | 2012-06-13 | 2017-08-29 | Westinghouse Electric Company Llc | Combined core makeup tank and heat removal system for a small modular pressurized water reactor |
US9208906B2 (en) | 2012-06-13 | 2015-12-08 | Westinghouse Electric Company Llc | Passive system for cooling the core of a nuclear reactor |
KR101434532B1 (ko) | 2012-07-12 | 2014-08-27 | 한국원자력연구원 | 안전주입탱크를 이용한 피동안전주입계통 |
US9536629B2 (en) * | 2012-07-24 | 2017-01-03 | Westinghouse Electric Company Llc | Passive power production during a nuclear station blackout |
KR101343051B1 (ko) | 2012-08-03 | 2013-12-18 | 한국원자력연구원 | 안전밸브를 이용한 혼합형 안전주입탱크 시스템 |
KR101373676B1 (ko) | 2012-08-03 | 2014-03-13 | 한국원자력연구원 | 분리된 질소탱크로 가압되는 질소가스탱크 분리형 안전주입탱크 시스템 |
CN102867550A (zh) * | 2012-08-20 | 2013-01-09 | 中国核电工程有限公司 | 一种应对全厂断电事故的非能动排热装置 |
MY187908A (en) * | 2012-09-27 | 2021-10-28 | China Nuclear Power Eng Co Ltd | Combined active and passive secondary-side reactor core heat removal apparatus |
US11373768B2 (en) * | 2013-03-12 | 2022-06-28 | Bwxt Mpower, Inc. | Refueling water storage tank (RWST) with tailored passive emergency core cooling (ECC) flow |
CN105431908B (zh) | 2013-03-15 | 2017-09-22 | BWXT m动力股份有限公司 | 用于长期反应堆冷却的无源技术 |
US9779840B2 (en) | 2013-10-28 | 2017-10-03 | Bwxt Mpower, Inc. | PWR decay heat removal system in which steam from the pressurizer drives a turbine which drives a pump to inject water into the reactor pressure vessel |
KR101446709B1 (ko) | 2014-02-27 | 2014-10-06 | 한국원자력연구원 | 열혼합을 방지하는 피동고압안전주입 시스템 |
US9875817B2 (en) | 2014-06-09 | 2018-01-23 | Bwxt Mpower, Inc. | Nuclear reactor support and seismic restraint with in-vessel core retention cooling features |
US10529458B2 (en) | 2014-07-22 | 2020-01-07 | Bwxt Mpower, Inc. | Integral isolation valve systems for loss of coolant accident protection |
KR101963479B1 (ko) * | 2016-09-12 | 2019-03-28 | 한국도로공사 | 콘크리트의 강도발현 확인장치를 포함하는 양생포 |
US20190326026A1 (en) * | 2017-01-03 | 2019-10-24 | Korea Hydro & Nuclear Power Co., Ltd | Nuclear power plant having improved cooling performance and method for operating same |
Family Cites Families (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
BE795482A (fr) * | 1972-02-19 | 1973-05-29 | Siemens Ag | Systeme de refroidissement de reacteur nucleaire |
ES423536A1 (es) * | 1973-02-23 | 1977-11-01 | Westinghouse Electric Corp | Un metodo de simulacion de la operacion dinamica nuclear. |
US4587080A (en) * | 1982-02-05 | 1986-05-06 | Westinghouse Electric Corp. | Compartmentalized safety coolant injection system |
US4647425A (en) * | 1984-01-30 | 1987-03-03 | Westinghouse Electric Corp. | Method of vacuum degassing and refilling a reactor coolant system |
US4694693A (en) * | 1985-05-15 | 1987-09-22 | Westinghouse Electric Corp. | Check valve test method using truncated accumulator blowdown |
US4753771A (en) * | 1986-02-07 | 1988-06-28 | Westinghouse Electric Corp. | Passive safety system for a pressurized water nuclear reactor |
US5180543A (en) * | 1989-06-26 | 1993-01-19 | Westinghouse Electric Corp. | Passive safety injection system using borated water |
-
1992
- 1992-06-24 US US07/903,635 patent/US5268943A/en not_active Expired - Lifetime
-
1993
- 1993-04-23 GB GB9308466A patent/GB2268312B/en not_active Expired - Lifetime
- 1993-05-06 KR KR1019930007764A patent/KR100294410B1/ko not_active IP Right Cessation
- 1993-05-07 IT ITPD930106A patent/IT1263663B/it active IP Right Grant
- 1993-06-10 JP JP05166327A patent/JP3121475B2/ja not_active Expired - Lifetime
- 1993-06-15 CN CN93107334A patent/CN1033726C/zh not_active Expired - Lifetime
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2014510900A (ja) * | 2010-12-20 | 2014-05-01 | ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー | 原子炉自動減圧システム |
JP2014513280A (ja) * | 2011-03-23 | 2014-05-29 | バブコック・アンド・ウィルコックス・ニュークリアー・エナジー・インコーポレイテッド | 加圧水型原子炉用のエネルギー炉心冷却系統 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JP3121475B2 (ja) | 2000-12-25 |
GB9308466D0 (en) | 1993-06-09 |
GB2268312A (en) | 1994-01-05 |
KR100294410B1 (ko) | 2001-09-17 |
CN1080772A (zh) | 1994-01-12 |
IT1263663B (it) | 1996-08-27 |
KR940001183A (ko) | 1994-01-10 |
US5268943A (en) | 1993-12-07 |
CN1033726C (zh) | 1997-01-01 |
ITPD930106A1 (it) | 1994-11-07 |
GB2268312B (en) | 1996-04-24 |
ITPD930106A0 (it) | 1993-05-07 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JPH0659075A (ja) | 原子炉 | |
JP3124155B2 (ja) | 原子炉の除圧装置 | |
KR100300889B1 (ko) | 가압수형원자로및증기발생기관의누출을완화시키는방법 | |
EP0405720B1 (en) | Passive safety injection system using borated water | |
US4687626A (en) | Passive safety device for emergency steam dump and heat removal for steam generators in nuclear power reactors | |
KR101389276B1 (ko) | 원자로의 피동안전계통 | |
KR890001251B1 (ko) | 가압 수로형 원자로용 급속냉각장치 | |
EP2122636A2 (en) | Nuclear power plant using nanoparticles in emergency systems and related method | |
CN109903863B (zh) | 一种安全注入***及核电*** | |
KR20170109619A (ko) | 격납 용기 드레인 시스템 | |
RU2255388C2 (ru) | Гидравлический аккумулятор и способ приготовления текучей среды под давлением | |
CN207529679U (zh) | 一种安全注入***及核电*** | |
CN108447570B (zh) | 船用反应堆及其二次侧非能动余热排出*** | |
KR20060020756A (ko) | 다양한 비상냉각설비를 갖춘 일체형 가압 경수로 및 그운전방법 | |
JP2020173201A (ja) | 非常用復水器システム | |
KR20200091247A (ko) | 원자로냉각재 재순환 시스템 | |
KR100363574B1 (ko) | 원자력 발전소의 피동이차응축 계통의 작동제어방법 | |
CN210403221U (zh) | 一种反应堆注水和排热装置 | |
JPH04109197A (ja) | 加圧水型原子炉の炉心崩壊熱除去装置 | |
KR20180079990A (ko) | 발전소 정전시 피동 노심냉각 기능을 구비한 원자력 발전소 | |
JP3903127B2 (ja) | 原子力発電所の原子炉からの余熱除去の保護方法及び装置 | |
JPH04223296A (ja) | 受動安全注入装置及び予備凝縮多孔分散装置 | |
JPH06235789A (ja) | 原子炉 | |
JPH05215886A (ja) | 非常用炉心冷却系 | |
CN117790019A (zh) | 一种核反应堆非能动喷射冷却***及冷却方法 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 20001003 |
|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20081020 Year of fee payment: 8 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20091020 Year of fee payment: 9 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20091020 Year of fee payment: 9 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20101020 Year of fee payment: 10 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20101020 Year of fee payment: 10 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20111020 Year of fee payment: 11 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20121020 Year of fee payment: 12 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20131020 Year of fee payment: 13 |
|
EXPY | Cancellation because of completion of term |