JPH0666985A - 加圧水型原子炉及び蒸気発生器の伝熱管の漏れの軽減方法 - Google Patents
加圧水型原子炉及び蒸気発生器の伝熱管の漏れの軽減方法Info
- Publication number
- JPH0666985A JPH0666985A JP5180812A JP18081293A JPH0666985A JP H0666985 A JPH0666985 A JP H0666985A JP 5180812 A JP5180812 A JP 5180812A JP 18081293 A JP18081293 A JP 18081293A JP H0666985 A JPH0666985 A JP H0666985A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- steam generator
- level
- coolant
- steam
- reactor
- 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
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/04—Safety arrangements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/04—Safety arrangements
- G21D3/06—Safety arrangements responsive to faults within the plant
-
- 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
-
- 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)
- Business, Economics & Management (AREA)
- Emergency Management (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】 オペレータの介在の必要なく、受動式安全系
または装置を用いて蒸気発生器の伝熱管の破裂に応答
し、漏れを素早く止めるための装置及び方法を提供す
る。 【構成】 加圧水型原子炉（１）の蒸気発生器伝熱管
（２１）の破裂による影響は、蒸気発生器（１１）内の
給水の高レベルに応答して、冷却材を格納容器内燃料交
換用水貯蔵タンク（３５）内の水中に位置した受動式熱
除去系の熱交換器（３７）内へ差し向けることにより一
次ループ内の圧力を下げることによって軽減される。原
子炉冷却材の保有量は、この場合も蒸気発生器内の高給
水レベルに応答して、冷却材を原子炉冷却系の加圧器
（３１）内の圧力状態で補給タンク（４３）から一次ル
ープ内へ注入することにより維持される。蒸気発生器内
の高給水レベルは蒸気ヘッダ又は蒸気ライン（２７）内
への注水を防止するよう起動時給水系（８１）と化学体
積制御系（８５）を互いに隔離するのにも利用される。
または装置を用いて蒸気発生器の伝熱管の破裂に応答
し、漏れを素早く止めるための装置及び方法を提供す
る。 【構成】 加圧水型原子炉（１）の蒸気発生器伝熱管
（２１）の破裂による影響は、蒸気発生器（１１）内の
給水の高レベルに応答して、冷却材を格納容器内燃料交
換用水貯蔵タンク（３５）内の水中に位置した受動式熱
除去系の熱交換器（３７）内へ差し向けることにより一
次ループ内の圧力を下げることによって軽減される。原
子炉冷却材の保有量は、この場合も蒸気発生器内の高給
水レベルに応答して、冷却材を原子炉冷却系の加圧器
（３１）内の圧力状態で補給タンク（４３）から一次ル
ープ内へ注入することにより維持される。蒸気発生器内
の高給水レベルは蒸気ヘッダ又は蒸気ライン（２７）内
への注水を防止するよう起動時給水系（８１）と化学体
積制御系（８５）を互いに隔離するのにも利用される。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は加圧水型原子炉に関し、
特に、オペレータの介在を必要とせず、受動式安全系
（装置）を用いて蒸気発生器の伝熱管の破裂に対して応
答する技術に関する。
特に、オペレータの介在を必要とせず、受動式安全系
（装置）を用いて蒸気発生器の伝熱管の破裂に対して応
答する技術に関する。
【０００２】
【従来の技術及び発明が解決しようとする課題】加圧水
型原子炉（ＰＷＲ）原子力発電所では、軽水の形態の冷
却材が原子炉の炉心内を循環し、炉心内において、冷却
材は炉心を構成する燃料集合体に封入された燃料中にお
ける制御された核***反応によって加熱される。加熱さ
れた冷却材は、格納容器内で一次回路中を循環し、ホッ
トレッグを通って蒸気発生器に至り、ここで伝熱管を通
過し、次にコールドレッグを通って炉心に戻る。蒸気発
生器内で伝熱管を覆う給水は、蒸気に変換され、蒸気は
二次回路内を循環して格納容器の外部に位置するタービ
ン発電機に至り、タービン発電機は蒸気を発電のために
用いる。
型原子炉（ＰＷＲ）原子力発電所では、軽水の形態の冷
却材が原子炉の炉心内を循環し、炉心内において、冷却
材は炉心を構成する燃料集合体に封入された燃料中にお
ける制御された核***反応によって加熱される。加熱さ
れた冷却材は、格納容器内で一次回路中を循環し、ホッ
トレッグを通って蒸気発生器に至り、ここで伝熱管を通
過し、次にコールドレッグを通って炉心に戻る。蒸気発
生器内で伝熱管を覆う給水は、蒸気に変換され、蒸気は
二次回路内を循環して格納容器の外部に位置するタービ
ン発電機に至り、タービン発電機は蒸気を発電のために
用いる。
【０００３】蒸気発生器内の数千本の伝熱管のうち１本
に漏れが生じると、一次冷却材は蒸気発生器の二次側の
給水に漏れ出る。これは、一次ループ・二次ループ間バ
リヤを損なうものであり、幾つかの悪い結果をもたらす
ことになる。第１に、これにより、原子炉冷却系内の冷
却材が喪失することになる。ＰＷＲは、原子炉冷却材及
び一次ループ内の圧力を維持する蒸気ヘッドを収容した
タンクである加圧器を含む。蒸気発生器の伝熱管の破裂
の状態が小規模なものであれば、加圧器は或る期間、一
次ループ内の圧力を維持することができる。
に漏れが生じると、一次冷却材は蒸気発生器の二次側の
給水に漏れ出る。これは、一次ループ・二次ループ間バ
リヤを損なうものであり、幾つかの悪い結果をもたらす
ことになる。第１に、これにより、原子炉冷却系内の冷
却材が喪失することになる。ＰＷＲは、原子炉冷却材及
び一次ループ内の圧力を維持する蒸気ヘッドを収容した
タンクである加圧器を含む。蒸気発生器の伝熱管の破裂
の状態が小規模なものであれば、加圧器は或る期間、一
次ループ内の圧力を維持することができる。
【０００４】従来、ＰＷＲはまた、冷却材中の減速材の
濃度を調節すると共に補給冷却材を提供する化学体積制
御系をも有している。蒸気発生器の伝熱管の破裂の程度
が中規模なものである場合、化学体積制御系は冷却材の
喪失を補償することができる。しかしながら、この化学
体積制御系は冷却材を圧力下で一次ループに追加供給す
るので冷却材は破断部を通って絶えず流れ出て失われる
ようになる。
濃度を調節すると共に補給冷却材を提供する化学体積制
御系をも有している。蒸気発生器の伝熱管の破裂の程度
が中規模なものである場合、化学体積制御系は冷却材の
喪失を補償することができる。しかしながら、この化学
体積制御系は冷却材を圧力下で一次ループに追加供給す
るので冷却材は破断部を通って絶えず流れ出て失われる
ようになる。
【０００５】また、ＰＷＲは、もし圧力が所定レベル以
下に下がると、冷却材を原子炉内へ注入する安全注入系
をも有している。加圧水型原子炉はさらに、燃料交換の
際に用いられるが、また深刻な冷却材喪失事故（ＬＯＣ
Ａ）の場合に炉心に注水するのに利用できる熱交換用水
供給タンクをも有する。
下に下がると、冷却材を原子炉内へ注入する安全注入系
をも有している。加圧水型原子炉はさらに、燃料交換の
際に用いられるが、また深刻な冷却材喪失事故（ＬＯＣ
Ａ）の場合に炉心に注水するのに利用できる熱交換用水
供給タンクをも有する。
【０００６】破裂した蒸気発生器の伝熱管のもう１つの
悪結果は、冷却材が蒸気発生器の二次側に流れ込むこと
である。蒸気発生器内の給水のレベルを調節する自動制
御器が、一次流体が蒸気発生器の二次側に漏れ込むと、
給水の流れを停止させる。しかしながら、例え給水の流
れを止めても、もし漏れが十分な量のものであれば一次
冷却材は、蒸気発生器の二次側に完全に流入してオーバ
ーフローし蒸気ラインの中へ流入する場合がある。その
結果二次回路内に設けられている圧力逃し弁を通る放射
線漏れが生ずる場合がある。
悪結果は、冷却材が蒸気発生器の二次側に流れ込むこと
である。蒸気発生器内の給水のレベルを調節する自動制
御器が、一次流体が蒸気発生器の二次側に漏れ込むと、
給水の流れを停止させる。しかしながら、例え給水の流
れを止めても、もし漏れが十分な量のものであれば一次
冷却材は、蒸気発生器の二次側に完全に流入してオーバ
ーフローし蒸気ラインの中へ流入する場合がある。その
結果二次回路内に設けられている圧力逃し弁を通る放射
線漏れが生ずる場合がある。
【０００７】現在、蒸気発生器の伝熱管の破裂が生じた
場合、原子力発電所のオペレータは、多くの行為をする
必要がある。第１に、オペレータは事態が発生したこと
を確認しなければならない。これは、原子力発電所内の
二又は三以上の蒸気発生器の間で相対的な蒸気発生器給
水レベルを観察することによって行うことができる。給
水が他の蒸気発生器よりも早く上昇する蒸気発生器は、
問題の生じたユニットである。蒸気発生器のブローダウ
ンライン中の放射線レベルもまた、かかる状態を識別す
るのに役立つ。オペレータは、問題の蒸気発生器のため
の主蒸気ライン隔離弁を閉鎖することによってこの蒸気
発生器を隔離しなければならない。次に、原子炉を、問
題のない蒸気発生器を用いて、蒸気側圧力を下げること
によって冷却する。オペレータは、蒸気を凝縮器に放出
する蒸気バイパス制御器の圧力設定点を下げるか、或い
はオペレータは蒸気発生器の電動逃し弁の設定点を下げ
るかのいずれかを行う。原子炉が一旦十分に冷却される
と（約２８°Ｃまたは５０°Ｆ）、原子炉の圧力を隔離
された問題の蒸気発生器の圧力に等しくなるよう減少さ
せることができそれにより漏れが止まることになる。通
常、これを行うには、オペレータが加圧器内の幾分かの
蒸気を凝縮させる加圧器スプレー弁を開放し、それによ
り圧力を下げる。
場合、原子力発電所のオペレータは、多くの行為をする
必要がある。第１に、オペレータは事態が発生したこと
を確認しなければならない。これは、原子力発電所内の
二又は三以上の蒸気発生器の間で相対的な蒸気発生器給
水レベルを観察することによって行うことができる。給
水が他の蒸気発生器よりも早く上昇する蒸気発生器は、
問題の生じたユニットである。蒸気発生器のブローダウ
ンライン中の放射線レベルもまた、かかる状態を識別す
るのに役立つ。オペレータは、問題の蒸気発生器のため
の主蒸気ライン隔離弁を閉鎖することによってこの蒸気
発生器を隔離しなければならない。次に、原子炉を、問
題のない蒸気発生器を用いて、蒸気側圧力を下げること
によって冷却する。オペレータは、蒸気を凝縮器に放出
する蒸気バイパス制御器の圧力設定点を下げるか、或い
はオペレータは蒸気発生器の電動逃し弁の設定点を下げ
るかのいずれかを行う。原子炉が一旦十分に冷却される
と（約２８°Ｃまたは５０°Ｆ）、原子炉の圧力を隔離
された問題の蒸気発生器の圧力に等しくなるよう減少さ
せることができそれにより漏れが止まることになる。通
常、これを行うには、オペレータが加圧器内の幾分かの
蒸気を凝縮させる加圧器スプレー弁を開放し、それによ
り圧力を下げる。
【０００８】上述の安全注入系の応答が正常であると、
前提とされている事態の間、より一層高圧の注入が行わ
れる。しかしながら、原子炉の圧力を一旦減少させて、
問題の蒸気発生器の圧力（一般に約７５ａｔｍ又は１，
１００psig）に等しくすると、高圧安全注入ポンプは自
然にそれらの注入を増量して原子炉を再び加圧する傾向
がある。蒸気発生器の伝熱管の漏れを再び開始させるこ
の再加圧を防止するため、安全注入ポンプの運転を停止
しなければならない。オペレータは、原子炉の状態を注
意深く点検して、高圧注入ポンプを停止させることが安
全であることを確かめる必要がある。
前提とされている事態の間、より一層高圧の注入が行わ
れる。しかしながら、原子炉の圧力を一旦減少させて、
問題の蒸気発生器の圧力（一般に約７５ａｔｍ又は１，
１００psig）に等しくすると、高圧安全注入ポンプは自
然にそれらの注入を増量して原子炉を再び加圧する傾向
がある。蒸気発生器の伝熱管の漏れを再び開始させるこ
の再加圧を防止するため、安全注入ポンプの運転を停止
しなければならない。オペレータは、原子炉の状態を注
意深く点検して、高圧注入ポンプを停止させることが安
全であることを確かめる必要がある。
【０００９】上述の手順は、単一の蒸気発生器伝熱管の
破裂に対応するよう計画されている。現時点において、
当局は、多数の蒸気発生器伝熱管の破裂が生じた場合、
即ち３本〜７本の伝熱管の破裂が生じた場合の発電所の
性能にも関心をもっている。現行の発電所ではかかる事
態が生じると、非常に素早いオペレータの応答が必要と
されるので、問題の蒸気発生器の過剰充填が行われる場
合がある。
破裂に対応するよう計画されている。現時点において、
当局は、多数の蒸気発生器伝熱管の破裂が生じた場合、
即ち３本〜７本の伝熱管の破裂が生じた場合の発電所の
性能にも関心をもっている。現行の発電所ではかかる事
態が生じると、非常に素早いオペレータの応答が必要と
されるので、問題の蒸気発生器の過剰充填が行われる場
合がある。
【００１０】現在、ＰＷＲについては開発中の受動式安
全系がある。かかる受動式安全系は能動（動力を必要と
する）構成要素、例えばポンプに依存せず、またオペレ
ータの行為を必要としない。本出願人に譲渡された米国
特許第４，７５３，７７１号は、ＰＷＲの各種受動式安
全系に関する。かかる安全系の１つは、燃料交換用水供
給タンク内の低温冷却材中に設けられ、一次回路のホッ
トレッグとコールドレッグとの間に連結された熱交換器
を利用する受動式熱除去系である。なお、かかる熱交換
器を以下、「ＰＲＨＲ−ＨＸ」と称する。常閉の弁が、
通常の条件下におけるこの熱交換器を通る流れを防止す
る。原子炉冷却材の温度が所定の値に達すると（これは
例えばもし蒸気発生器が十分な熱除去を行っていない場
合に生じる場合がある）、弁を開放させ、原子炉冷却材
は対流によて熱交換器中を循環して冷却材から崩壊熱を
奪う。変形例として、ＰＲＨＲ−ＨＸを、蒸気発生器の
給水レベルが所定値まで下がると動作させてもよい。
全系がある。かかる受動式安全系は能動（動力を必要と
する）構成要素、例えばポンプに依存せず、またオペレ
ータの行為を必要としない。本出願人に譲渡された米国
特許第４，７５３，７７１号は、ＰＷＲの各種受動式安
全系に関する。かかる安全系の１つは、燃料交換用水供
給タンク内の低温冷却材中に設けられ、一次回路のホッ
トレッグとコールドレッグとの間に連結された熱交換器
を利用する受動式熱除去系である。なお、かかる熱交換
器を以下、「ＰＲＨＲ−ＨＸ」と称する。常閉の弁が、
通常の条件下におけるこの熱交換器を通る流れを防止す
る。原子炉冷却材の温度が所定の値に達すると（これは
例えばもし蒸気発生器が十分な熱除去を行っていない場
合に生じる場合がある）、弁を開放させ、原子炉冷却材
は対流によて熱交換器中を循環して冷却材から崩壊熱を
奪う。変形例として、ＰＲＨＲ−ＨＸを、蒸気発生器の
給水レベルが所定値まで下がると動作させてもよい。
【００１１】米国特許第４，７５３，７７１号に記載さ
れたもう１つの受動式安全系は、炉心補給タンクであ
る。炉心補給タンクは低温の冷却材を収容しており、蒸
気ラインを介して加圧器から供給される蒸気によって加
圧される。常閉の弁が、炉心補給タンクを一次ループか
ら隔離する。もし加圧器内の液体レベルが所定レベルよ
りも下がると、弁を開放させて炉心補給タンクを一次系
に連結する。炉心補給タンクは、加圧器に対して取り付
けられていて、これらの条件のもとでは、炉心補給タン
ク内の液体レベルは、炉心補給タンクが冷却材を一次ル
ープに追加供給するのに十分なレベルになるであろう。
これは、蒸気発生器の伝熱管の破裂が生じた場合の冷却
材の小規模な喪失を補償するが、この安全系は、加圧器
内のレベルが所定レベルまで下がって初めて応動する。
れたもう１つの受動式安全系は、炉心補給タンクであ
る。炉心補給タンクは低温の冷却材を収容しており、蒸
気ラインを介して加圧器から供給される蒸気によって加
圧される。常閉の弁が、炉心補給タンクを一次ループか
ら隔離する。もし加圧器内の液体レベルが所定レベルよ
りも下がると、弁を開放させて炉心補給タンクを一次系
に連結する。炉心補給タンクは、加圧器に対して取り付
けられていて、これらの条件のもとでは、炉心補給タン
ク内の液体レベルは、炉心補給タンクが冷却材を一次ル
ープに追加供給するのに十分なレベルになるであろう。
これは、蒸気発生器の伝熱管の破裂が生じた場合の冷却
材の小規模な喪失を補償するが、この安全系は、加圧器
内のレベルが所定レベルまで下がって初めて応動する。
【００１２】炉心の適切な連続冷却を確保しながら、蒸
気発生器の伝熱管の破裂に応じて漏れを素早く止めるた
めの改良装置及び方法、特に受動式安全系を用い、オペ
レエータの介在を必要としない装置及び方法が要望され
ている。
気発生器の伝熱管の破裂に応じて漏れを素早く止めるた
めの改良装置及び方法、特に受動式安全系を用い、オペ
レエータの介在を必要としない装置及び方法が要望され
ている。
【００１３】
【課題を解決するための手段】上記要望及び他の要望
は、蒸気発生器の伝熱管の破裂の影響が、蒸気発生器の
水レベルを監視してこの事態を検出することによって軽
減される加圧水型原子炉に関する本発明によって満たさ
れる。蒸気発生器の給水レベルが所定の高レベルに達す
ると、受動式熱除去系が作動されて一次回路内の圧力を
下げて漏れを止める。これと同時に、炉心補給タンクの
隔離弁を開いて、冷却材の保有量を維持する。これによ
っては、一次ループの再加圧が生じることはない。とい
うのは、炉心補給タンクの圧力は、加圧器によって調節
された一次ループ内の圧力に従うからである。本発明は
さらに、一次ループの圧力を減少させることができるよ
う化学体積制御系を隔離することを含み、また非安全方
式起動注水系を隔離して蒸気ラインへのオーバーフロー
を防止することを含む。
は、蒸気発生器の伝熱管の破裂の影響が、蒸気発生器の
水レベルを監視してこの事態を検出することによって軽
減される加圧水型原子炉に関する本発明によって満たさ
れる。蒸気発生器の給水レベルが所定の高レベルに達す
ると、受動式熱除去系が作動されて一次回路内の圧力を
下げて漏れを止める。これと同時に、炉心補給タンクの
隔離弁を開いて、冷却材の保有量を維持する。これによ
っては、一次ループの再加圧が生じることはない。とい
うのは、炉心補給タンクの圧力は、加圧器によって調節
された一次ループ内の圧力に従うからである。本発明は
さらに、一次ループの圧力を減少させることができるよ
う化学体積制御系を隔離することを含み、また非安全方
式起動注水系を隔離して蒸気ラインへのオーバーフロー
を防止することを含む。
【００１４】より詳細には、本発明は、原子炉容器内に
収容された炉心と、複数の伝熱管を有する蒸気発生器
と、冷却材を圧力下で一次ループ内で炉心及び蒸気発生
器の伝熱管を通って循環させる原子炉冷却系と、一次ル
ープ内の冷却材の圧力を維持する加圧器と、タービン発
電機と、給水を蒸気発生器に供給する給水供給系とを有
する加圧水型原子炉であって、前記給水は伝熱管を覆っ
て流れ、蒸気に変換され、該蒸気は蒸気発生器の頂部近
傍に位置する蒸気ラインを通って二次ループ内でタービ
ン発電機へ循環され、前記加圧水型原子炉は蒸気発生器
内の給水レベルを測定する蒸気発生器レベル指示手段
と、炉心の冷却を維持する安全装置とを有すると共に受
動式熱除去系を含み、該受動式熱除去系は、低温冷却材
貯蔵タンクと、低温冷却材貯蔵タンク内に浸漬された熱
交換器と、開放すると一次ループ内の冷却材を熱交換器
中へ差し向けて崩壊熱を除去する第１の弁手段を備えた
第１の配管系とからなり、蒸気発生器伝熱管の破裂によ
る影響の軽減手段が、前記蒸気発生器給水レベル指示手
段によって測定される前記蒸気発生器内の給水の所定の
高レベルに応答して前記第１の弁手段を開く手段を含む
ことを特徴とする加圧水型原子炉に関する。給水信号の
高レベルはまた、炉心補給タンクを原子炉冷却系に連結
し、冷却材を保有量を維持すると共に圧力を受動式熱除
去系によって減少させることができると共に起動時注水
供給系と化学体積制御系を互いに隔離することができる
ようにするのに用いられる。
収容された炉心と、複数の伝熱管を有する蒸気発生器
と、冷却材を圧力下で一次ループ内で炉心及び蒸気発生
器の伝熱管を通って循環させる原子炉冷却系と、一次ル
ープ内の冷却材の圧力を維持する加圧器と、タービン発
電機と、給水を蒸気発生器に供給する給水供給系とを有
する加圧水型原子炉であって、前記給水は伝熱管を覆っ
て流れ、蒸気に変換され、該蒸気は蒸気発生器の頂部近
傍に位置する蒸気ラインを通って二次ループ内でタービ
ン発電機へ循環され、前記加圧水型原子炉は蒸気発生器
内の給水レベルを測定する蒸気発生器レベル指示手段
と、炉心の冷却を維持する安全装置とを有すると共に受
動式熱除去系を含み、該受動式熱除去系は、低温冷却材
貯蔵タンクと、低温冷却材貯蔵タンク内に浸漬された熱
交換器と、開放すると一次ループ内の冷却材を熱交換器
中へ差し向けて崩壊熱を除去する第１の弁手段を備えた
第１の配管系とからなり、蒸気発生器伝熱管の破裂によ
る影響の軽減手段が、前記蒸気発生器給水レベル指示手
段によって測定される前記蒸気発生器内の給水の所定の
高レベルに応答して前記第１の弁手段を開く手段を含む
ことを特徴とする加圧水型原子炉に関する。給水信号の
高レベルはまた、炉心補給タンクを原子炉冷却系に連結
し、冷却材を保有量を維持すると共に圧力を受動式熱除
去系によって減少させることができると共に起動時注水
供給系と化学体積制御系を互いに隔離することができる
ようにするのに用いられる。
【００１５】本発明の完全な理解は、添付の図面と関連
して好ましい実施例の以下の説明を読むと得ることがで
きる。
して好ましい実施例の以下の説明を読むと得ることがで
きる。
【００１６】
【実施例】図１及び図２を参照すると、本発明にかかる
ＰＷＲ１は、格納容器５の内側に支持された原子炉容器
３を有する。炉心７は原子炉容器３の内側に支持されて
いて、原子炉冷却系（ＲＣＳ）９によって冷却される。
ＲＣＳ９または一次ループは、各々ホットレッグ１３及
び一対のコールドレッグ１５を介して原子炉容器３に連
結された一対の蒸気発生器１１を含む。原子炉冷却材ポ
ンプ１７は、軽水の形態の原子炉冷却材を炉心７、ホッ
トレッグ１３を介して蒸気発生器１１に循環させ、そし
てコールドレッグ１５を介して原子炉容器３に戻す。
ＰＷＲ１は、格納容器５の内側に支持された原子炉容器
３を有する。炉心７は原子炉容器３の内側に支持されて
いて、原子炉冷却系（ＲＣＳ）９によって冷却される。
ＲＣＳ９または一次ループは、各々ホットレッグ１３及
び一対のコールドレッグ１５を介して原子炉容器３に連
結された一対の蒸気発生器１１を含む。原子炉冷却材ポ
ンプ１７は、軽水の形態の原子炉冷却材を炉心７、ホッ
トレッグ１３を介して蒸気発生器１１に循環させ、そし
てコールドレッグ１５を介して原子炉容器３に戻す。
【００１７】ホットレッグ１３からの高温冷却材は、蒸
気発生器１１の底部に設けられたチャンネルヘッドの入
口室１９に流入し、Ｕ字形の伝熱管２１を通ってチャン
ネルヘッドの出口室２３に流入し、ここから原子炉冷却
材ポンプ１７によってコールドレッグ１５を介して原子
炉容器３に戻される。通常用いられる給水系（図示せ
ず）が、給水２５を、通常は伝熱管２１を覆うレベルま
で蒸気発生器１１の二次側に供給する。伝熱管２１を通
って循環して送られる高温原子炉冷却材は給水２５を蒸
気に変え、この蒸気は蒸気発生器１１の頂部に設けられ
ている蒸気ヘッダ２７を介して二次ループのタービン発
電機（図示せず）に送られる。蒸気ヘッダ２７内に設け
られている圧力逃し弁２９が、蒸気を大気中に放出する
ことにより二次ループ内の過剰加圧を防止する。
気発生器１１の底部に設けられたチャンネルヘッドの入
口室１９に流入し、Ｕ字形の伝熱管２１を通ってチャン
ネルヘッドの出口室２３に流入し、ここから原子炉冷却
材ポンプ１７によってコールドレッグ１５を介して原子
炉容器３に戻される。通常用いられる給水系（図示せ
ず）が、給水２５を、通常は伝熱管２１を覆うレベルま
で蒸気発生器１１の二次側に供給する。伝熱管２１を通
って循環して送られる高温原子炉冷却材は給水２５を蒸
気に変え、この蒸気は蒸気発生器１１の頂部に設けられ
ている蒸気ヘッダ２７を介して二次ループのタービン発
電機（図示せず）に送られる。蒸気ヘッダ２７内に設け
られている圧力逃し弁２９が、蒸気を大気中に放出する
ことにより二次ループ内の過剰加圧を防止する。
【００１８】図１を再び参照すると、加圧器３１が一次
ループ内の圧力を調整する。
ループ内の圧力を調整する。
【００１９】ＰＷＲ１はＲＣＳのための受動式安全系３
３を備えている。受動式安全系３３は、格納容器内燃料
交換用水貯蔵タンク（ＩＲＷＳＴ）３５を用いる受動式
熱除去系３４を含む。ＩＲＷＳＴ３５は燃料交換中、通
常用いられる多量の低温冷却材を収容している。受動式
熱除去系３４はＩＲＷＳＴ３３内の冷却材中に位置した
熱交換器３７を含み、この熱交換器３７は第１の配管系
３９によって第１の弁４１に連結されていて、それによ
り一次冷却材をホットレッグ１３から熱交換器３９を通
して蒸気発生器１１の下端部のチャンネルヘッドの出口
室２３内へ差し向け、そしてコールドレッグ内へ流入さ
せ、それにより蒸気発生器の伝熱管２１をバイパスさせ
る。この受動式冷却系３５は米国特許第４，７５３，７
７１号に詳細に説明されており、かかる米国特許の内容
を本願の一部を形成するものとして高圧補給タンクに引
用する。熱交換器３７並びにホットレッグ１３及びコー
ルドレッグ１５は、ポンプ１７が作動しなくても、一次
ループ内の高温冷却材が、弁４１が開いていると、対流
によって受動式熱交換器３７を通って循環するよう配置
されている。
３を備えている。受動式安全系３３は、格納容器内燃料
交換用水貯蔵タンク（ＩＲＷＳＴ）３５を用いる受動式
熱除去系３４を含む。ＩＲＷＳＴ３５は燃料交換中、通
常用いられる多量の低温冷却材を収容している。受動式
熱除去系３４はＩＲＷＳＴ３３内の冷却材中に位置した
熱交換器３７を含み、この熱交換器３７は第１の配管系
３９によって第１の弁４１に連結されていて、それによ
り一次冷却材をホットレッグ１３から熱交換器３９を通
して蒸気発生器１１の下端部のチャンネルヘッドの出口
室２３内へ差し向け、そしてコールドレッグ内へ流入さ
せ、それにより蒸気発生器の伝熱管２１をバイパスさせ
る。この受動式冷却系３５は米国特許第４，７５３，７
７１号に詳細に説明されており、かかる米国特許の内容
を本願の一部を形成するものとして高圧補給タンクに引
用する。熱交換器３７並びにホットレッグ１３及びコー
ルドレッグ１５は、ポンプ１７が作動しなくても、一次
ループ内の高温冷却材が、弁４１が開いていると、対流
によって受動式熱交換器３７を通って循環するよう配置
されている。
【００２０】受動式安全系３３はさらに炉心補給タンク
４３を含む。これら補給タンク４３は、原子炉冷却材を
収容しており、また加圧器３１の頂部の中の蒸気によっ
てライン４５（明確化のために一部が示されている）を
介して加圧される。炉心補給タンク４３は、加圧器３１
によって設定された圧力の状態で、第２の配管系４７及
び第２の弁４９を介して一次ループに補給冷却材を与え
る。
４３を含む。これら補給タンク４３は、原子炉冷却材を
収容しており、また加圧器３１の頂部の中の蒸気によっ
てライン４５（明確化のために一部が示されている）を
介して加圧される。炉心補給タンク４３は、加圧器３１
によって設定された圧力の状態で、第２の配管系４７及
び第２の弁４９を介して一次ループに補給冷却材を与え
る。
【００２１】受動式安全系３３はまた、一次ループに逆
止弁５３及び配管系４７を通って比較的低い圧力状態で
原子炉冷却材を追加供給するアキュムレータ５１を含
む。
止弁５３及び配管系４７を通って比較的低い圧力状態で
原子炉冷却材を追加供給するアキュムレータ５１を含
む。
【００２２】受動式安全系３３のもう１つのサブシステ
ムは自動除圧系５５である。このサブシステムは、ＩＲ
ＷＳＴ３５内に配置された多孔分散管５５及び、次々に
開放して加圧器３１からの蒸気を放出することによりＲ
ＣＳの圧力を抜くための３組の弁５７，５９，６１を含
む。除圧の第４段階では、ＲＣＳ９内の圧力がホットレ
ッグ１３に連結されたライン内の弁６３を介して格納容
器内の周囲圧力まで減少する。
ムは自動除圧系５５である。このサブシステムは、ＩＲ
ＷＳＴ３５内に配置された多孔分散管５５及び、次々に
開放して加圧器３１からの蒸気を放出することによりＲ
ＣＳの圧力を抜くための３組の弁５７，５９，６１を含
む。除圧の第４段階では、ＲＣＳ９内の圧力がホットレ
ッグ１３に連結されたライン内の弁６３を介して格納容
器内の周囲圧力まで減少する。
【００２３】受動式安全系３３は炉心７の冷却を維持す
るよう動作する。受動式熱除去サブシステム３４は、加
圧器３１内の低いレベルで作動して弁４１を開放させる
と共に原子炉冷却材を受動式熱交換器３７中に差し向け
る。これにより、冷却材の温度が下がり、それにより圧
力が下がることになる。弁４１はまた、蒸気発生器内の
給水の低いレベルで動作する。
るよう動作する。受動式熱除去サブシステム３４は、加
圧器３１内の低いレベルで作動して弁４１を開放させる
と共に原子炉冷却材を受動式熱交換器３７中に差し向け
る。これにより、冷却材の温度が下がり、それにより圧
力が下がることになる。弁４１はまた、蒸気発生器内の
給水の低いレベルで動作する。
【００２４】炉心補給タンク４３の弁４９，６５は、加
圧器３１内の低レベル信号によって作動され、冷却材を
加圧器３１によって維持された圧力の状態でＲＣＳに追
加する。加圧器３１からライン４５を介して炉心補給タ
ンク４３に与えられた蒸気圧力は、炉心補給タンクから
比較的少ない流量の冷却材をもたらす。炉心補給タンク
４３とコールドレッグ１５を互いに連結する弁６５を開
放させることにより炉心補給タンク４３からより多い流
量の冷却材が得られ、その場合、ＲＣＳの保有量は例え
ば冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）の際に失われる。ＲＣＳ
内の圧力が下がると、アキュムレータ５１によって逆止
弁５３を介して冷却材が別途得られる。
圧器３１内の低レベル信号によって作動され、冷却材を
加圧器３１によって維持された圧力の状態でＲＣＳに追
加する。加圧器３１からライン４５を介して炉心補給タ
ンク４３に与えられた蒸気圧力は、炉心補給タンクから
比較的少ない流量の冷却材をもたらす。炉心補給タンク
４３とコールドレッグ１５を互いに連結する弁６５を開
放させることにより炉心補給タンク４３からより多い流
量の冷却材が得られ、その場合、ＲＣＳの保有量は例え
ば冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）の際に失われる。ＲＣＳ
内の圧力が下がると、アキュムレータ５１によって逆止
弁５３を介して冷却材が別途得られる。
【００２５】ＬＯＣＡの場合、自動除圧系５５は、弁５
７，５９，６１が順次開放することによって作動され、
加圧された蒸気をＩＲＷＳＴ３５に放出する。除圧の最
終段階として、弁６３が開放されてＲＣＳの圧力を格納
容器内の周囲圧力に減少させる。ＲＣＳの除圧が行われ
た状態では、ＩＲＷＳＴ３５内の冷却材は、第４の配管
系及び逆止弁６９を通って流れて原子炉容器３に流入す
る。原子炉に流入している冷却材のうちの何割かは蒸発
し、格納容器の壁上で凝縮し、水溜め又はサンプ７１内
に集められ、このサンプから逆止弁７３を通って流れ、
原子炉容器に戻ることができる。
７，５９，６１が順次開放することによって作動され、
加圧された蒸気をＩＲＷＳＴ３５に放出する。除圧の最
終段階として、弁６３が開放されてＲＣＳの圧力を格納
容器内の周囲圧力に減少させる。ＲＣＳの除圧が行われ
た状態では、ＩＲＷＳＴ３５内の冷却材は、第４の配管
系及び逆止弁６９を通って流れて原子炉容器３に流入す
る。原子炉に流入している冷却材のうちの何割かは蒸発
し、格納容器の壁上で凝縮し、水溜め又はサンプ７１内
に集められ、このサンプから逆止弁７３を通って流れ、
原子炉容器に戻ることができる。
【００２６】上述のように、本発明は蒸気発生器の伝熱
管２１の破裂に応動する装置及び方法に関する。この結
果、ＲＣＳ内の圧力が蒸気発生器１１の二次側内の圧力
より高くなるので蒸気発生器の二次側に流入する一時冷
却材が失われることになる。蒸気発生器１１は給水レベ
ル指示装置７５を備えている。これは、４つの別々の系
統（図２においては１つしか示さず）を備える安全等級
のシステムである。蒸気発生器の二次側内へ原子炉冷却
材が漏れ込むことにより、給水のレベルが上昇すること
になり、これはレベル検出装置７５によって検出される
ことになる。通常用いられる給水系（図示せず）は給水
レベルのこの上昇に応答して蒸気発生器への給水の追加
を終わらせるであろう。しかしながら、かかるレベルは
漏れに起因して上昇を続けることになる。もしこの事態
を軽減するための手段を全く講じなければ給水はオーバ
ーフローして蒸気ヘッダ２７内へ流入して圧力逃し弁２
９を通って逃げ出る場合がある。
管２１の破裂に応動する装置及び方法に関する。この結
果、ＲＣＳ内の圧力が蒸気発生器１１の二次側内の圧力
より高くなるので蒸気発生器の二次側に流入する一時冷
却材が失われることになる。蒸気発生器１１は給水レベ
ル指示装置７５を備えている。これは、４つの別々の系
統（図２においては１つしか示さず）を備える安全等級
のシステムである。蒸気発生器の二次側内へ原子炉冷却
材が漏れ込むことにより、給水のレベルが上昇すること
になり、これはレベル検出装置７５によって検出される
ことになる。通常用いられる給水系（図示せず）は給水
レベルのこの上昇に応答して蒸気発生器への給水の追加
を終わらせるであろう。しかしながら、かかるレベルは
漏れに起因して上昇を続けることになる。もしこの事態
を軽減するための手段を全く講じなければ給水はオーバ
ーフローして蒸気ヘッダ２７内へ流入して圧力逃し弁２
９を通って逃げ出る場合がある。
【００２７】この点で説明している受動式安全系は、最
終的には破裂した蒸気発生器の伝熱管に応動する。加圧
器３１のレベルが漏れに起因して下がると、炉心補給タ
ンク４３はＲＣＳ９への冷却材の追加を開始することに
なる。漏れが続くと、炉心補給タンク４３の冷却材のレ
ベルは、弁５７を開放させるレベルまで低下することに
なり、かかる弁５７の開放によりＲＣＳ内の崩壊熱をＩ
ＲＷＳＴ３５内に捨て、それによりＲＣＳ内の圧力を蒸
気発生器の二次側内の圧力間で低下させ、それにより漏
れを停止させる。しかしながら、これは、かなりの量の
冷却材が蒸気発生器から蒸気ヘッダ２７内にオーバーフ
ローして流れるまで生じない。
終的には破裂した蒸気発生器の伝熱管に応動する。加圧
器３１のレベルが漏れに起因して下がると、炉心補給タ
ンク４３はＲＣＳ９への冷却材の追加を開始することに
なる。漏れが続くと、炉心補給タンク４３の冷却材のレ
ベルは、弁５７を開放させるレベルまで低下することに
なり、かかる弁５７の開放によりＲＣＳ内の崩壊熱をＩ
ＲＷＳＴ３５内に捨て、それによりＲＣＳ内の圧力を蒸
気発生器の二次側内の圧力間で低下させ、それにより漏
れを停止させる。しかしながら、これは、かなりの量の
冷却材が蒸気発生器から蒸気ヘッダ２７内にオーバーフ
ローして流れるまで生じない。
【００２８】本発明は、給水がオーバーフローして蒸気
ヘッダ２７内に流入する前に、漏れを停止させるのに有
効な伝熱管の破裂に一層迅速に応答することができる。
本発明によれば、蒸気発生器の伝熱管の破裂の影響の軽
減装置７６は、レベル検出器７５の４つのうち少なくと
も２つより蒸気発生器１１内の給水レベルが蒸気発生器
の伝熱管の破裂を指示する所定の高いレベルに達したこ
とが分かると制御信号を発生する論理ユニット７７を含
む。この制御信号は、原子炉をトリップさせて弁４１を
開放させ、それにより原子炉冷却材を受動式熱交換器３
７に差し向けると共に蒸気発生器の伝熱管を短絡させ
る。一次冷却材のこの冷却により、ＲＣＳの圧力は下が
り、またＲＣＳ内の圧力が蒸気発生器の二次側内の圧力
まで低下すると、漏れは停止することになる。論理ユニ
ット７７によって発生した制御信号は炉心補給タンク４
３の弁４９を同時に開放させてＲＣＳ内の冷却材の保有
量を維持する。これはＲＣＳ内の圧力を増大させない。
というのは、炉心補給タンク４３は、受動式熱交換器３
７による冷却材の温度の減少つれて低下している加圧器
３１からの蒸気によって加圧されるからである。
ヘッダ２７内に流入する前に、漏れを停止させるのに有
効な伝熱管の破裂に一層迅速に応答することができる。
本発明によれば、蒸気発生器の伝熱管の破裂の影響の軽
減装置７６は、レベル検出器７５の４つのうち少なくと
も２つより蒸気発生器１１内の給水レベルが蒸気発生器
の伝熱管の破裂を指示する所定の高いレベルに達したこ
とが分かると制御信号を発生する論理ユニット７７を含
む。この制御信号は、原子炉をトリップさせて弁４１を
開放させ、それにより原子炉冷却材を受動式熱交換器３
７に差し向けると共に蒸気発生器の伝熱管を短絡させ
る。一次冷却材のこの冷却により、ＲＣＳの圧力は下が
り、またＲＣＳ内の圧力が蒸気発生器の二次側内の圧力
まで低下すると、漏れは停止することになる。論理ユニ
ット７７によって発生した制御信号は炉心補給タンク４
３の弁４９を同時に開放させてＲＣＳ内の冷却材の保有
量を維持する。これはＲＣＳ内の圧力を増大させない。
というのは、炉心補給タンク４３は、受動式熱交換器３
７による冷却材の温度の減少つれて低下している加圧器
３１からの蒸気によって加圧されるからである。
【００２９】論理ユニット７７からの制御信号はまた同
時に、弁７９を閉鎖するのに用いられ、かかる弁７９は
起動時給水系（ＳＦＷＦ）８１を隔離する。ＳＦＷＦ８
１は、起動中は給水を制御された少い流量で供給する。
また、これは、もし万が一給水系が運転中に故障しても
蒸気発生器の限られた熱吸収能力を一時的に維持する非
常時給水供給手段として役立つ。蒸気発生器の伝熱管の
破裂が生じている間、中央論理は、故障した蒸気発生器
内へ給水が流入するのを常時停止させるが、この論理は
多重性または安全等級のものではなく、従ってその故障
を検討する必要がある。
時に、弁７９を閉鎖するのに用いられ、かかる弁７９は
起動時給水系（ＳＦＷＦ）８１を隔離する。ＳＦＷＦ８
１は、起動中は給水を制御された少い流量で供給する。
また、これは、もし万が一給水系が運転中に故障しても
蒸気発生器の限られた熱吸収能力を一時的に維持する非
常時給水供給手段として役立つ。蒸気発生器の伝熱管の
破裂が生じている間、中央論理は、故障した蒸気発生器
内へ給水が流入するのを常時停止させるが、この論理は
多重性または安全等級のものではなく、従ってその故障
を検討する必要がある。
【００３０】さらに、蒸気発生器内の給水のレベルが所
定の高レベルを越えて上昇する時に論理ユニット７７に
よって発生する制御信号はまた、化学体積制御系（ＣＶ
ＣＳ）８５を隔離するよう弁８３を動作させる。上述の
ように、ＣＶＣＳは、圧力を低下させるよう試みられた
受動式熱交換器としてＲＣＳ内の圧力を維持する高圧ポ
ンプを有する。本発明によれば、受動式熱交換器３７
は、炉心補給タンク内のレベルが受動式熱交換器をター
ンオンさせる低レベル点まで待機することなく、蒸気発
生器内の高給水レベルが検出されると素早く稼働状態に
なる。かくして、ＲＣＳの圧力の減少は、蒸気発生器内
の高給水レベルが検出されると直ぐに開始する。また、
炉心補給タンク４３も即座にターンオンされてＲＣＳ内
の失われた冷却材を元通りにさせるが、圧力は、給水が
オーバーフローして蒸気ヘッダ２７内に流入しないよう
にするほど迅速に減少する。ＳＦＷＦ８１及びＣＶＣＳ
８５の隔離により、ＲＣＳの圧力を蒸気発生器の二次側
内の圧力まで減少させることができる前にオーバーフロ
ーを引き起こすのに十分な冷却材の追加を防止する。本
発明のシステムは単一の伝熱管の破裂だけではなくて、
約３〜７の範囲の伝熱管の深刻な破裂が同時に起きた場
合でも給水のオーバーフローを防止するのに十分迅速に
応動することができる。
定の高レベルを越えて上昇する時に論理ユニット７７に
よって発生する制御信号はまた、化学体積制御系（ＣＶ
ＣＳ）８５を隔離するよう弁８３を動作させる。上述の
ように、ＣＶＣＳは、圧力を低下させるよう試みられた
受動式熱交換器としてＲＣＳ内の圧力を維持する高圧ポ
ンプを有する。本発明によれば、受動式熱交換器３７
は、炉心補給タンク内のレベルが受動式熱交換器をター
ンオンさせる低レベル点まで待機することなく、蒸気発
生器内の高給水レベルが検出されると素早く稼働状態に
なる。かくして、ＲＣＳの圧力の減少は、蒸気発生器内
の高給水レベルが検出されると直ぐに開始する。また、
炉心補給タンク４３も即座にターンオンされてＲＣＳ内
の失われた冷却材を元通りにさせるが、圧力は、給水が
オーバーフローして蒸気ヘッダ２７内に流入しないよう
にするほど迅速に減少する。ＳＦＷＦ８１及びＣＶＣＳ
８５の隔離により、ＲＣＳの圧力を蒸気発生器の二次側
内の圧力まで減少させることができる前にオーバーフロ
ーを引き起こすのに十分な冷却材の追加を防止する。本
発明のシステムは単一の伝熱管の破裂だけではなくて、
約３〜７の範囲の伝熱管の深刻な破裂が同時に起きた場
合でも給水のオーバーフローを防止するのに十分迅速に
応動することができる。
【００３１】
【図１】本発明を組込んだ加圧水型原子炉の概略平面図
である。
である。
【図２】図１に示す加圧水型原子炉に適応された本発明
の論理を示す略図である。
の論理を示す略図である。
１ 加圧水型原子炉 ３ 原子炉容器 ９ 原子炉冷却系 １１ 蒸気発生器 ３３ 安全系 ３４ 受動式熱除去系 ３５ 低温冷却材貯蔵タンク ３１ 加圧器 ７６ 蒸気発生器伝熱管の破裂の影響の軽減手段 ７７ 論理ユニット ７５ 蒸気発生器内の給水レベル指示手段 ８１ 給水供給系
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 ケニース ジョセフ シュレーダー アメリカ合衆国 ペンシルベニア州 ピッ ツバーグ ブライヤーウッドドライブ 131 (72)発明者 テリー リー シュルツ アメリカ合衆国 ペンシルベニア州 マリ スビル メイフラワーカウンティ 4062
Claims (10)
- 【請求項１】 原子炉容器内に収容された炉心と、複数
の伝熱管を有する蒸気発生器と、冷却材を圧力下で一次
ループ内で炉心及び蒸気発生器の伝熱管を通って循環さ
せる原子炉冷却系と、一次ループ内の冷却材の圧力を維
持する加圧器と、タービン発電機と、給水を蒸気発生器
に供給する給水供給系とを有する加圧水型原子炉であっ
て、前記給水は伝熱管を覆って流れ、蒸気に変換され、
該蒸気は蒸気発生器の頂部近傍に位置する蒸気ラインを
通って二次ループ内でタービン発電機へ循環され、前記
加圧水型原子炉は蒸気発生器内の給水レベルを測定する
蒸気発生器レベル指示手段と、炉心の冷却を維持する安
全装置とを有すると共に受動式熱除去系を含み、該受動
式熱除去系は、低温冷却材貯蔵タンクと、低温冷却材貯
蔵タンク内に浸漬された熱交換器と、開放すると一次ル
ープ内の冷却材を熱交換器中へ差し向けて崩壊熱を除去
する第１の弁手段を備えた第１の配管系とからなり、蒸
気発生器伝熱管の破裂による影響の軽減手段が、前記蒸
気発生器給水レベル指示手段によって測定される前記蒸
気発生器内の給水の所定の高レベルに応答して前記第１
の弁手段を開く手段を含むことを特徴とする加圧水型原
子炉。 - 【請求項２】 前記安全装置は、低温冷却材を収容する
と共に前記加圧器によって加圧される炉心補給タンク手
段と、炉心補給タンク手段を前記一次ループに連結する
第２の弁手段とをさらに含み、前記軽減手段は、前記蒸
気発生器内の給水の前記所定の高レベルに応答して前記
第２の弁手段を開き、それにより低温冷却材を必要に応
じて前記一次ループ内へ注入するようにする手段を含む
ことを特徴とする請求項１の加圧水型原子炉。 - 【請求項３】 前記給水供給手段は、非安全方式起動注
水供給系及び前記非安全方式給水供給系を前記蒸気発生
器に連結する第３の弁手段とを含み、前記軽減手段は、
前記蒸気発生器レベル指示手段によって測定される給水
の前記所定の高レベルに応答し、前記給水レベルが前記
所定のレベルよりも高いと前記第３の弁手段を閉じるよ
うにする手段を含むことを特徴とする請求項２の加圧水
型原子炉。 - 【請求項４】 前記安全系は、加圧下で冷却材を追加供
給するポンプ手段を備えた化学体積制御系と、開放する
と追加の冷却材を一次ループ内へ圧力下で注入させる第
４の弁手段とを含み、前記軽減手段は、前記蒸気発生器
レベル指示手段に応答して、前記蒸気発生器内の給水レ
ベルが前記所定のレベルよりも高いと、前記第４の弁手
段を閉じるようにする手段を含むことを特徴とする請求
項２の加圧水型原子炉。 - 【請求項５】 前記給水供給手段は、非安全方式起動注
水供給系及び前記非安全方式給水供給系を蒸気発生器に
連結する第３の弁手段とを含み、前記軽減手段は、前記
蒸気発生器レベル指示手段によって測定される給水の前
記所定の高レベルに応答し、前記給水レベルが前記所定
レベルよりも高いと前記第３の弁手段を閉じるようにす
る手段を含むことを特徴とする請求項４の加圧水型原子
炉。 - 【請求項６】 前記給水供給手段は、非安全方式起動給
水供給系と、非安全方式給水供給系を前記蒸気発生器に
連結する第３の弁手段を含み、前記軽減手段は、前記蒸
気発生器レベル指示手段によって測定される前記所定の
高レベルに応答し、前記給水レベルが前記所定のレベル
より高いと、前記第３の弁手段を閉じるようにする手段
を含むことを特徴とする請求項１の加圧水型原子炉。 - 【請求項７】 前記安全系は、冷却材を圧力下で一次ル
ープに供給する化学体積制御系と、開放すると、追加の
前記冷却材を圧力下で一次ループ内へ注入させる第４の
弁手段とを含み、前記軽減手段は、前記蒸気発生器レベ
ル指示手段に応答し、前記蒸気発生器内の給水レベルが
前記所定のレベルよりも高いと、前記第４の弁手段を閉
じるようにする手段を含むことを特徴とする請求項１の
加圧水型原子炉。 - 【請求項８】 加圧水型原子炉内の蒸気発生器の伝熱管
の漏れを軽減する方法であって、前記加圧水型原子炉
は、原子炉容器内に収容された炉心と、複数の伝熱管を
有する蒸気発生器と、冷却材を圧力下で一次ループ内で
炉心及び蒸気発生器への伝熱管を通って循環させる原子
炉冷却系と、一次ループ内の圧力を維持する加圧器と、
タービン発電機と、給水を前記蒸気発生器に供給する給
水供給系とを有し、該給水は前記伝熱管を覆い、蒸気に
変換され、該蒸気は蒸気発生器の頂部の蒸気ラインを通
って二次ループ内でタービン発電機に循環し、前記加圧
水型原子炉は蒸気発生器内の給水レベルを測定する蒸気
発生器用レベル指示系をさらに有し、前記軽減方法は、
前記一次ループ内の圧力を減少させながら炉心の冷却を
維持する段階を含み、前記軽減方法は更に、前記蒸気発
生器の給水のレベルを監視する段階と、前記レベルが所
定の高レベルよりも高いと、冷却材を低温の水を収容し
たタンク内に浸漬された熱交換器中へ差し向けて冷却材
の圧力を少なくとも二次ループ内の圧力まで減少させる
段階とを含むことを特徴とする軽減方法。 - 【請求項９】 前記加圧水型原子炉は、補給冷却材を圧
力下で一次ループへ供給して一次ループ内の圧力を維持
する化学体積制御系を含み、蒸気発生器の伝熱管の漏れ
を軽減する前記方法はさらに、前記選択された高レベル
の給水指示値に応答して化学体積制御系を一次ループか
ら隔離する段階をさらに有することを特徴とする請求項
８の軽減方法。 - 【請求項１０】 前記加圧水型原子炉は、冷却材を圧力
下で一次ループ内で注入して一次ループの圧力を維持す
る化学体積制御系を含み、蒸気発生器の伝熱管の漏れを
軽減する前記方法は、化学体積制御系を一次ループから
隔離する段階と、前記非安全方式起動給水供給系からの
給水の流れを停止させる段階と、低温冷却材を前記一次
ループ内のその時点での圧力の状態で一次ループへ導入
する段階とをさらに有することを特徴とする請求項８の
軽減方法。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US07/903683 | 1992-06-24 | ||
| US07/903,683 US5309487A (en) | 1992-06-24 | 1992-06-24 | Mitigation of steam generator tube rupture in a pressurized water reactor with passive safety systems |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0666985A true JPH0666985A (ja) | 1994-03-11 |
| JP3194818B2 JP3194818B2 (ja) | 2001-08-06 |
Family
ID=25417917
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP18081293A Expired - Lifetime JP3194818B2 (ja) | 1992-06-24 | 1993-06-24 | 加圧水型原子炉及び蒸気発生器の伝熱管の漏れの軽減方法 |
Country Status (8)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5309487A (ja) |
| EP (1) | EP0578392B1 (ja) |
| JP (1) | JP3194818B2 (ja) |
| KR (1) | KR100300889B1 (ja) |
| CN (1) | CN1041569C (ja) |
| CZ (1) | CZ283278B6 (ja) |
| DE (1) | DE69313046T2 (ja) |
| ES (1) | ES2108224T3 (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2646859C2 (ru) * | 2016-08-15 | 2018-03-12 | Акционерное общество "Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова" (АО "ОКБМ Африкантов") | Система аварийного отвода тепла |
| RU2668235C1 (ru) * | 2017-12-07 | 2018-09-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает ФОНД ПЕРСПЕКТИВНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ | Система аварийного расхолаживания |
| CN110689973A (zh) * | 2019-09-18 | 2020-01-14 | 上海电力大学 | 一种传热管破裂事故下核电站一回路降压控制方法 |
Families Citing this family (31)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100189168B1 (ko) * | 1995-12-01 | 1999-06-01 | 윤덕용 | 원자로의 피동 격납용기 냉각장치 |
| FR2729459A1 (fr) * | 1995-01-18 | 1996-07-19 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de vaporisation du melange diphasique d'un circuit de refroidissement en cas de procedure de depressurisation |
| FR2748844B1 (fr) * | 1996-05-17 | 1998-08-14 | Framatome Sa | Dispositif de recuperation de fluide contenu dans le circuit de refroidissement d'un reacteur nucleaire |
| US5828714A (en) * | 1996-12-19 | 1998-10-27 | Westinghouse Electric Corporation | Enhanced passive safety system for a nuclear pressurized water reactor |
| DE19752668A1 (de) * | 1997-11-27 | 1999-06-02 | Siemens Ag | Vorrichtung zur Zufuhr eines neutronenabsorbierenden Fluides in den Primärkreislauf eines Druckwasserreaktors und Verfahren zur Erhöhung der Neutronenabsorption in einem solchen Primärkreislauf |
| FR2800504B1 (fr) * | 1999-11-02 | 2002-04-05 | Framatome Sa | Procede et dispositif d'injection d'une solution aqueuse renfermant un element absorbeur de neutrons dans une canalisation d'un circuit primaire d'un reacteur nucleaire refroidi par de l'eau sous pression |
| US8588360B2 (en) * | 2007-11-15 | 2013-11-19 | The State Of Oregon Acting By And Through The State Board Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University | Evacuated containment vessel for a nuclear reactor |
| US9984777B2 (en) * | 2007-11-15 | 2018-05-29 | Nuscale Power, Llc | Passive emergency feedwater system |
| US8437446B2 (en) * | 2008-11-17 | 2013-05-07 | Nuscale Power, Llc | Steam generator flow by-pass system |
| CN102637464A (zh) * | 2012-03-30 | 2012-08-15 | 中国核电工程有限公司 | 双层混凝土安全壳非能动热量导出***强化换热方法及装置 |
| CN103871531B (zh) * | 2012-12-11 | 2016-08-31 | 中国核动力研究设计院 | 一种事故工况下延长蒸汽发生器满溢时间的方法 |
| CN103871505A (zh) * | 2012-12-11 | 2014-06-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种核电厂蒸汽排放***自动快速冷却方法 |
| US9303865B2 (en) | 2013-09-18 | 2016-04-05 | Skavis Corporation | Steam generation apparatus and associated control system and methods for startup |
| US9383095B2 (en) | 2013-09-18 | 2016-07-05 | Skavis Corporation | Steam generation apparatus and associated control system and methods for providing desired steam quality |
| US9310070B2 (en) * | 2013-09-18 | 2016-04-12 | Skavis Corporation | Steam generation apparatus and associated control system and methods for providing venting |
| US9303866B2 (en) | 2013-09-18 | 2016-04-05 | Skavis Corporation | Steam generation apparatus and associated control system and methods for providing a desired injection pressure |
| US10529458B2 (en) * | 2014-07-22 | 2020-01-07 | Bwxt Mpower, Inc. | Integral isolation valve systems for loss of coolant accident protection |
| CN104112482B (zh) * | 2014-07-30 | 2016-09-28 | 中广核研究院有限公司 | 非能动自流量控制注水*** |
| FR3030862B1 (fr) | 2014-12-17 | 2017-01-27 | Dcns | Procede de gestion de l'arret d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee |
| CN104733060A (zh) * | 2015-03-25 | 2015-06-24 | 东南大学 | 一种船用核动力装置的非能动余热排出*** |
| JP7075885B2 (ja) | 2015-08-25 | 2022-05-26 | バイクテック アーゲー | 遠隔制御ユニットおよび電気自転車 |
| DE102016207832B4 (de) * | 2016-05-06 | 2018-04-05 | Areva Gmbh | Passives Füllstandsregelsystem |
| RU2697652C1 (ru) * | 2018-09-28 | 2019-08-16 | Акционерное Общество "Научно-Исследовательский И Проектно-Конструкторский Институт Энергетических Технологий "Атомпроект" | Способ и система приведения атомной электростанции в безопасное состояние после экстремального воздействия |
| CN109859866B (zh) * | 2019-03-06 | 2022-02-22 | 中国核动力研究设计院 | 一种缓解主蒸汽管道破裂事故后果的方法 |
| CN109994230A (zh) * | 2019-04-12 | 2019-07-09 | 西安热工研究院有限公司 | 一种核电站蒸汽发生器非能动事故排放与冷却***及方法 |
| CN110148480B (zh) * | 2019-05-28 | 2021-01-12 | 中广核研究院有限公司 | 一种核电二回路*** |
| KR102348091B1 (ko) * | 2020-04-01 | 2022-01-10 | 한국원자력연구원 | 증기 발생기 사고 대처 시스템 |
| RU2740641C1 (ru) * | 2020-06-10 | 2021-01-19 | Федеральное государственное казенное военное образовательное учреждение высшего образования "Военный учебно-научный центр Военно-Морского Флота "Военно-морская академия им. Адмирала Флота Советского Союза Н.Г. Кузнецова" | Многопозиционное устройство экстренного снижения мощности ядерного реактора |
| CN111681794B (zh) * | 2020-06-19 | 2022-02-22 | 中国核动力研究设计院 | 一种压水堆核电厂全范围sgtr事故处理方法及*** |
| KR102504841B1 (ko) * | 2021-04-06 | 2023-02-28 | 한국전력기술 주식회사 | 증기발생기 고수위 방지를 위한 안전주입 제어시스템 |
| US11662126B2 (en) | 2021-06-17 | 2023-05-30 | Hewlett Packard Enterprise Development Lp | Leak mitigation system |
Family Cites Families (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1459443A (en) * | 1973-01-19 | 1976-12-22 | Abtec Ltd | Liquid level detecting devices |
| US4470948A (en) * | 1981-11-04 | 1984-09-11 | Westinghouse Electric Corp. | Suppression of malfunction under water-solid conditions |
| US4692297A (en) * | 1985-01-16 | 1987-09-08 | Westinghouse Electric Corp. | Control of nuclear reactor power plant on occurrence of rupture in coolant tubes |
| US4753771A (en) * | 1986-02-07 | 1988-06-28 | Westinghouse Electric Corp. | Passive safety system for a pressurized water nuclear reactor |
| US4738818A (en) * | 1986-09-29 | 1988-04-19 | Westinghouse Electric Corp. | Feedwater control in a PWR following reactor trip |
-
1992
- 1992-06-24 US US07/903,683 patent/US5309487A/en not_active Expired - Lifetime
-
1993
- 1993-06-16 ES ES93304675T patent/ES2108224T3/es not_active Expired - Lifetime
- 1993-06-16 EP EP93304675A patent/EP0578392B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1993-06-16 DE DE69313046T patent/DE69313046T2/de not_active Expired - Lifetime
- 1993-06-22 CZ CZ931242A patent/CZ283278B6/cs not_active IP Right Cessation
- 1993-06-23 KR KR1019930011539A patent/KR100300889B1/ko not_active IP Right Cessation
- 1993-06-23 CN CN93107437A patent/CN1041569C/zh not_active Expired - Lifetime
- 1993-06-24 JP JP18081293A patent/JP3194818B2/ja not_active Expired - Lifetime
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2646859C2 (ru) * | 2016-08-15 | 2018-03-12 | Акционерное общество "Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова" (АО "ОКБМ Африкантов") | Система аварийного отвода тепла |
| RU2668235C1 (ru) * | 2017-12-07 | 2018-09-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает ФОНД ПЕРСПЕКТИВНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ | Система аварийного расхолаживания |
| CN110689973A (zh) * | 2019-09-18 | 2020-01-14 | 上海电力大学 | 一种传热管破裂事故下核电站一回路降压控制方法 |
| CN110689973B (zh) * | 2019-09-18 | 2023-04-28 | 上海电力大学 | 一种传热管破裂事故下核电站一回路降压控制方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US5309487A (en) | 1994-05-03 |
| KR940001175A (ko) | 1994-01-10 |
| KR100300889B1 (ko) | 2001-10-22 |
| DE69313046D1 (de) | 1997-09-18 |
| ES2108224T3 (es) | 1997-12-16 |
| JP3194818B2 (ja) | 2001-08-06 |
| CZ283278B6 (cs) | 1998-02-18 |
| DE69313046T2 (de) | 1998-02-26 |
| CN1041569C (zh) | 1999-01-06 |
| EP0578392B1 (en) | 1997-08-13 |
| EP0578392A1 (en) | 1994-01-12 |
| CN1080769A (zh) | 1994-01-12 |
| CZ124293A3 (en) | 1994-03-16 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP3194818B2 (ja) | 加圧水型原子炉及び蒸気発生器の伝熱管の漏れの軽減方法 | |
| JP2977234B2 (ja) | 原子力発電プラント用の受動的安全注入装置 | |
| JPS62187291A (ja) | 原子炉の受動的安全装置 | |
| US5102616A (en) | Full pressure passive emergency core cooling and residual heat removal system for water cooled nuclear reactors | |
| KR102111813B1 (ko) | 소형 모듈식 원자로 안전 시스템 | |
| US6795518B1 (en) | Integral PWR with diverse emergency cooling and method of operating same | |
| US7983376B2 (en) | Boiling water nuclear reactor and emergency core cooling system of the same | |
| KR20140037825A (ko) | 가압 경수로를 위한 비상노심 냉각시스템 | |
| MX2011002296A (es) | Central nuclear de agua a presion. | |
| JP4956316B2 (ja) | 非常用炉心冷却系 | |
| JP5642091B2 (ja) | 原子炉の過渡緩和システム | |
| JPH0636057B2 (ja) | 原子力発電プラント | |
| KR20060020756A (ko) | 다양한 비상냉각설비를 갖춘 일체형 가압 경수로 및 그운전방법 | |
| CN108447570B (zh) | 船用反应堆及其二次侧非能动余热排出*** | |
| JP2548838B2 (ja) | 加圧水型原子炉の炉心崩壊熱除去装置 | |
| Matsunaga | Sato et al. | |
| CN103426485B (zh) | 一种防止反应堆堆内熔融物熔损压力容器的方法以及用于实施这种方法的*** | |
| De Santi | Analysis of steam generator U-tube rupture and intentional depressurization in LOBI-MOD2 facility | |
| JP3244747B2 (ja) | 加圧水型原子炉の炉心を冷却するための装置 | |
| JPH02264894A (ja) | 加圧水型原子力プラントの安全保護設備 | |
| Vijuk et al. | Passive Safety Approach for The Advanced (W) 600 MWE PWR | |
| Gouffon et al. | The risks and safety functions | |
| JPH05297177A (ja) | 分離型核過熱炉の安全装置 |
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: 20010518 |
|
| 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 |
|
| 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: 20080601 Year of fee payment: 7 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090601 Year of fee payment: 8 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090601 Year of fee payment: 8 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100601 Year of fee payment: 9 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100601 Year of fee payment: 9 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110601 Year of fee payment: 10 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20120601 Year of fee payment: 11 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20120601 Year of fee payment: 11 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20130601 Year of fee payment: 12 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| EXPY | Cancellation because of completion of term |