JPH08313686A - Emergency core cooling system of boiling water reactor - Google Patents
Emergency core cooling system of boiling water reactorInfo
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Abstract
Description
【0001】[0001]
【産業上の利用分野】本発明は原子炉の安全系として設
置される沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却系に関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to an emergency core cooling system for a boiling water reactor installed as a safety system for a nuclear reactor.
【0002】[0002]
【従来の技術】従来の原子炉が高圧の状態で機能する沸
騰水型原子炉の非常用炉心冷却系(ECCS)は図5に
示したように原子炉隔離時冷却系(高圧系)(RCI
C)1−残留熱除去系(低圧系)(LPFL/RHR)
3−大型非常用ディーゼル発電機(非常用DG)4を具
備した区分Iと、高圧炉心注水系(高圧系)(HPC
F)2と、残留熱除去系(低圧系)(LPFL/RH
R)3と、大型非常用ディーゼル発電機(非常用DG)
を具備した区分IIと、この区分IIと同一系統の区分III
とからなっている。2. Description of the Related Art As shown in FIG. 5, an emergency core cooling system (ECCS) of a boiling water reactor, in which a conventional reactor functions at a high pressure, is shown in FIG.
C) 1-Residual heat removal system (low pressure system) (LPFL / RHR)
3-Class I equipped with a large emergency diesel generator (emergency DG) 4 and high pressure core water injection system (high pressure system) (HPC
F) 2 and residual heat removal system (low pressure system) (LPFL / RH
R) 3 and a large emergency diesel generator (emergency DG)
Category II equipped with and Category III of the same system as this Category II
It consists of
【0003】このように安全系が3区分化された近年の
沸騰水型軽水炉においては、原子炉が高圧状態において
炉心を冷却可能なように高圧注水系が設置されている。
特に改良型沸騰水型軽水炉においては、高圧時の注水能
力を強化したために、高圧炉心注水系用の電動ポンプが
2台設置されている。In recent boiling water type light water reactors in which the safety system is divided into three sections, a high pressure water injection system is installed so that the reactor core can be cooled in a high pressure state of the reactor.
Particularly, in the improved boiling water type light water reactor, two electric pumps for the high pressure core water injection system are installed in order to enhance the water injection capacity at high pressure.
【0004】[0004]
【発明が解決しようとする課題】この電動ポンプは必要
とされる揚程が大きいために、電動機も1500KW程度の大
出力のものが必要であり、したがって、非常時にこの電
動機に動力を供給する非常用ディーゼル発電機4の負荷
が大きなものとなっていた。Since this electric pump requires a large lift, the electric motor also needs to have a large output of about 1500 KW. Therefore, in an emergency, the electric pump must be powered. The load on the diesel generator 4 was large.
【0005】また、沸騰水型軽水炉における高圧注水系
は、起動水位到達後30秒〜36秒間程度で注入が必要であ
るために、非常用ディーゼル発電機4に要求される立ち
上がり時間も短く、厳しいものであった。このような理
由により非常用ディーゼル発電機4には大型で、すばや
く起動し定常状態となるものが設置されている。Further, since the high-pressure water injection system in the boiling water type light water reactor requires injection within 30 to 36 seconds after reaching the starting water level, the rise time required for the emergency diesel generator 4 is short and strict. It was a thing. For this reason, the emergency diesel generator 4 has a large size and is installed so as to start quickly and enter a steady state.
【0006】改良型沸騰水型軽水炉において、高圧注水
系2には前述したように同一系統を有する区分IIとIII
に2区分に設置されているので、共通要因故障を考えた
場合の対応が必要であった。In the improved boiling water type light water reactor, the high pressure water injection system 2 has the same system as described above in the sections II and III.
Since it is installed in 2 divisions, it is necessary to take measures when a common cause failure is considered.
【0007】従来例では高圧の電動ポンプが設置されて
いるために、大きな電源容量が必要であり、その電源
は、非常時に速やかに供給されるものが必要である。こ
のために用意されている非常用ディーゼル発電機は、躯
体も大きく、補機冷却水を必要とすることと併せて経済
性が低い課題がある。In the conventional example, since a high-pressure electric pump is installed, a large power source capacity is required, and the power source is required to be quickly supplied in an emergency. Therefore, the emergency diesel generator prepared for this purpose has a large structure, and requires cooling water for auxiliary machinery, and it has a problem of low economic efficiency.
【0008】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、非常時に必要となる電源容量を低減し、非常
用炉心冷却系(ECCS)の起動時間を延長し、共通要
因故障に強いプラントとし起動までの時間余裕が得られ
る信頼性の高い沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却系を提
供することにある。The present invention has been made to solve the above problems, and reduces the power supply capacity required in an emergency, prolongs the startup time of the emergency core cooling system (ECCS), and is a plant resistant to common factor failures. Another object of the present invention is to provide a highly reliable emergency core cooling system for a boiling water reactor, which allows a time margin before starting.
【0009】[0009]
【課題を解決するための手段】第1の発明は原子炉が高
圧の状態で機能する非常用炉心冷却系において、アイソ
レーションコンデンサ−残留熱除去系(低圧系)−非常
用ガスタービン発電機を具備した区分Iと、ディーゼル
駆動注水系(高圧系)−残留熱除去系(低圧系)−非常
用ガスタービン発電機を具備した区分IIと、改良型原子
炉隔離時冷却系(高圧系)−残留熱除去系(低圧系)−
非常用ガスタービン発電機を具備した区分III とからな
ることを特徴とする。A first aspect of the present invention relates to an emergency core cooling system in which a nuclear reactor functions at a high pressure, wherein an isolation condenser-residual heat removal system (low pressure system) -emergency gas turbine generator is provided. Equipped Category I, diesel driven water injection system (high pressure system) -Residual heat removal system (low pressure system) -Equipped with emergency gas turbine generator Category II, improved reactor isolation cooling system (high pressure system)- Residual heat removal system (low pressure system)-
It is characterized by comprising Category III equipped with an emergency gas turbine generator.
【0010】第2の発明は原子炉隔離時冷却系(高圧
系)−残留熱除去系(低圧系)−小型ディーゼル発電機
を具備した区分Iと、ディーゼル駆動注水系(高圧系)
−残留熱除去系(低圧系)−小型ディーゼル発電機を具
備した区分IIと、原子炉隔離時冷却系(高圧系)−残留
熱除去系(低圧系)−小型ディーゼル発電機を具備した
区分III とからなることを特徴とする。A second aspect of the invention is a cooling system for reactor isolation (high pressure system) -residual heat removal system (low pressure system) -Section I equipped with a small diesel generator, and diesel driven water injection system (high pressure system)
-Residual heat removal system (low pressure system) -Section II equipped with a small diesel generator and reactor isolation cooling system (high pressure system) -Residual heat removal system (low pressure system) -Section III equipped with a small diesel generator It consists of and.
【0011】第3の発明は原子炉熱除去水位制御系−シ
ュラウド内注水残留熱除去系−非常用ガスタービン発電
機を具備した区分Iと、ディーゼル駆動高圧注水系(高
圧系)−シュラウド内注水残留熱除去系−非常用ガスタ
ービン発電機を具備した区分IIと、原子炉隔離時冷却系
−シュラウド内注水残留熱除去系−非常用ガスタービン
発電機を具備した区分III とからなることを特徴とす
る。A third aspect of the present invention is a reactor heat removal water level control system-a shroud water injection residual heat removal system-a category I equipped with an emergency gas turbine generator, a diesel driven high pressure water injection system (high pressure system), and a shroud water injection. Residual heat removal system-Category II equipped with emergency gas turbine generator, Reactor isolation cooling system-Shroud water injection residual heat removal system-Class III equipped with emergency gas turbine generator And
【0012】第4の発明は高圧炉心注水系−残留熱除去
系−非常用ガスタービン発電機を具備した区分Iと、デ
ィーゼル駆動高圧注水系(高圧系)−残留熱除去系−非
常用ガスタービン発電機を具備した区分IIと、原子炉隔
離時冷却系−残留熱除去系−非常用ガスタービン発電機
を具備した区分III とからなることを特徴とする。A fourth invention is a high pressure core water injection system-residual heat removal system-Section I equipped with an emergency gas turbine generator, a diesel driven high pressure water injection system (high pressure system) -residual heat removal system-emergency gas turbine. It is characterized by being composed of a category II equipped with a generator and a category III equipped with a reactor isolation cooling system-residual heat removal system-emergency gas turbine generator.
【0013】[0013]
【作用】本発明では高圧時に作動が要求される電動ポン
プを削除するために、第1の発明ではアイソレーション
コンデンサ(IC),ディーゼル駆動高圧注水系(HD
IS)および改良型原子炉隔離時冷却系(ARCIC)
を組み合わせて高圧系に用いる。In the present invention, in order to eliminate the electric pump which is required to operate at high pressure, in the first invention, an isolation capacitor (IC), a diesel driven high pressure water injection system (HD
IS) and Advanced Reactor Isolation Cooling System (ARCIC)
Are used in combination for a high pressure system.
【0014】また、加えて静的格納容器冷却系(PCC
S)を採用し、事故時の格納容器除熱に関し残留熱除去
系(LPFL/RHR)のバックアップ機能を持たせる
ことにより過酷事故への対応能力を強化している。非常
用の発電装置としては、大容量のディーゼル発電機の代
りに非常用ガスタービン発電機を用いる。In addition, a static containment cooling system (PCC)
S) is adopted and the residual heat removal system (LPFL / RHR) has a backup function for heat removal from the containment vessel in the event of an accident, thereby enhancing the ability to respond to severe accidents. As an emergency power generator, an emergency gas turbine generator is used instead of a large capacity diesel generator.
【0015】非常用炉心冷却系を構成するシステムのう
ちで、高圧時に機能するシステムにアイソレーションコ
ンデンサ,ディーゼル駆動高圧注水系および改良型原子
炉隔離時冷却系を組み合わせた場合には、いずれのシス
テムも外部からの交流電源を必要としないため、各区分
I,II,III の非常時電気負荷は低減される。Of the systems constituting the emergency core cooling system, whichever system is used when a system that functions at high pressure is combined with an isolation condenser, a diesel driven high pressure water injection system and an improved reactor isolation cooling system. However, since an AC power source from the outside is not required, the emergency electric load of each of the sections I, II and III is reduced.
【0016】高圧系のシステムとして、上記3種を組み
合わせる方法には、第2の発明のように第1の発明の一
部を入れ換えて、改良型原子炉隔離時冷却系を2区分に
持たせることも可能である。In the method of combining the above three types as a high pressure system, a part of the first invention is replaced as in the second invention to provide the improved reactor isolation cooling system in two sections. It is also possible.
【0017】設備として大きなスペースを必要とし、冷
却水も必要な現行の非常用ディーゼル発電機の代りに、
躯体の小さなガスタービン発電機を採用することで、補
機冷却水系の負荷も減らし経済性を向上させるととも
に、信頼性も向上させる。Instead of the current emergency diesel generator, which requires a large space as equipment and cooling water,
By adopting a gas turbine generator with a small frame, the load on the auxiliary cooling water system will be reduced, improving economic efficiency and improving reliability.
【0018】第1の発明および第2の発明の両方を同時
に採用することで、速やかな注入が要求される高圧系が
非常用発電機からの電源を必要としないために、非常用
発電機の起動時間に余裕ができ、起動時間は遅いものの
信頼性・経済性でディーゼル発電機よりも優れているガ
スタービン発電機を大きな技術開発無しに採用すること
が可能になる。By adopting both the first invention and the second invention at the same time, since the high-voltage system requiring quick injection does not require a power source from the emergency generator, It will be possible to employ a gas turbine generator that has a margin of start-up time and is slower in start-up time but superior in reliability and economy to diesel generators without major technological development.
【0019】非常時の電気負荷が低減されているので、
非常用の発電機として、ディーゼル発電機を採用した場
合においても、その設備容量を低減することができるよ
うになる。また、高圧系を機能させるために必要なシス
テムが減少し、ECCS系全体としての設備容量を低減
することができる。Since the electrical load in an emergency is reduced,
Even if a diesel generator is used as an emergency generator, the installed capacity can be reduced. Further, the number of systems required to operate the high-voltage system is reduced, and the facility capacity of the ECCS system as a whole can be reduced.
【0020】安全系ネットワークの信頼性としても、高
圧時の除熱手段として従来通り3区分独立した構成(た
とえばHDIS,ARCIC,IC)としているため
に、PSA(確率的安全評価)上もほぼ同等の信頼性を
有している。Regarding the reliability of the safety network, PSA (probabilistic safety evaluation) is almost the same because the conventional three-section independent structure (for example, HDIS, ARCIC, IC) is used as heat removal means at high pressure. Have the credibility of.
【0021】[0021]
【実施例】図1により本発明に係る沸騰水型原子炉の非
常用炉心冷却系の第1の実施例を説明する。図1におい
て、区分Iはアイソレーションコンデンサ(IC)5/
静的格納容器冷却系(PCCS)6と、残留熱除去系
(低圧系)(LPFL/RHR)と、非常用ガスタービ
ン/発電機(GT)8を具備している。区分IIはディー
ゼル駆動注水系(高圧系)(HDIS)7と、残留熱除
去系(低圧系)(LPFL/RHR)3と、非常用ガス
タービン発電機(GT)8を具備している。区分III は
改良型原子炉隔離時冷却系(高圧系)(ARCIC)9
と、残留熱除去系(低圧系)(LPFL/RHR)3と
非常用ガスタービン発電機8を具備している。DETAILED DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS A first embodiment of an emergency core cooling system of a boiling water reactor according to the present invention will be described with reference to FIG. In FIG. 1, Category I is an isolation capacitor (IC) 5 /
It is provided with a static containment vessel cooling system (PCCS) 6, a residual heat removal system (low pressure system) (LPFL / RHR), and an emergency gas turbine / generator (GT) 8. Category II includes a diesel driven water injection system (high pressure system) (HDIS) 7, a residual heat removal system (low pressure system) (LPFL / RHR) 3, and an emergency gas turbine generator (GT) 8. Category III is the advanced reactor isolation cooling system (high pressure system) (ARCIC) 9
And a residual heat removal system (low pressure system) (LPFL / RHR) 3 and an emergency gas turbine generator 8.
【0022】アイソレーションコンデンサ(IC)5は
崩壊熱を除去するための水を蓄えたプールと、熱交換器
からなり、バッテリーから供給される直流電源による電
動弁の駆動のみで原子炉が高圧の状態で蒸気を凝縮する
ことで除熱を行うシステムである。The isolation capacitor (IC) 5 is composed of a pool storing water for removing decay heat and a heat exchanger, and the reactor is operated at a high pressure only by driving a motor-operated valve with a DC power source supplied from a battery. It is a system that removes heat by condensing steam in a state.
【0023】ディーゼル駆動注水系(高圧系)7はディ
ーゼル機関に直結された高圧注水系で、非常用電源に依
存せず、補機冷却水系が不要な独立性の高い注水系であ
る。改良型原子炉隔離時冷却系(高圧系)7は炉蒸気に
より駆動されるタービンと小型の発電機を装備した原子
炉隔離時冷却(ARCIC)系で、発電機により発電し
た電気をバッテリー電源の充電に用いることにより、全
交流電源喪失時の駆動時間の延長を可能にしている。The diesel driven water injection system (high pressure system) 7 is a high pressure water injection system directly connected to the diesel engine and is a highly independent water injection system that does not depend on the emergency power source and does not require an auxiliary cooling water system. The improved reactor isolation cooling system (high pressure system) 7 is a reactor isolation cooling (ARCIC) system equipped with a turbine driven by reactor steam and a small generator, and uses electricity generated by the generator as a battery power source. By using it for charging, it is possible to extend the drive time when all AC power is lost.
【0024】残留熱除去系(低圧系)3は従来の改良型
沸騰水型原子炉においても採用されており、低圧の注水
機能と格納容器の冷却機能も併せ持っている。静的格納
容器冷却系6はヒートシンクとしてのプールをアイソレ
ーションコンデンサ5と共用させ、動的機器の作動無し
で格納容器内雰囲気の除熱が可能なシステムであり、万
一過酷事故が起こった際にも動的な機器の作動無しで格
納容器の健全性を保つことができる機能を有している。The residual heat removing system (low pressure system) 3 is also used in the conventional improved boiling water reactor, and has both a low pressure water injection function and a containment vessel cooling function. The static containment cooling system 6 is a system in which the pool as a heat sink is shared with the isolation condenser 5 to remove heat from the atmosphere inside the containment vessel without the operation of dynamic equipment, and should a severe accident occur, Moreover, it has the function of maintaining the integrity of the containment vessel without the dynamic operation of the equipment.
【0025】つぎに第1の実施例の作用を説明する。原
子炉隔離時にはアイソレーションコンデンサ5,ディー
ゼル駆動高圧注水系7および改良型原子炉隔離時冷却系
9の多様性を持った3種類の高圧系によって、原子炉圧
力容器内の水位は維持される。これらの3系統は外部の
交流電源に依存しないので、全交流電源喪失時にも作動
が期待される。Next, the operation of the first embodiment will be described. At the time of reactor isolation, the water level in the reactor pressure vessel is maintained by three types of high-pressure systems having isolation capacitor 5, diesel-driven high-pressure water injection system 7 and improved reactor isolation cooling system 9. Since these three systems do not depend on the external AC power supply, they are expected to operate even when all AC power is lost.
【0026】各種配管破断時には、特にディーゼル駆動
高圧注水系7と改良型原子炉隔離時冷却系9の2種類の
高圧注水機能を持つシステムにより高圧時の原子炉水位
の維持が達成される。原子炉の減圧系である自動減圧系
の作動とあいまって原子炉水位の維持は可能である。When various pipes are broken, the maintenance of the reactor water level at high pressure is achieved by a system having two types of high-pressure water injection functions, particularly a diesel-driven high-pressure water injection system 7 and an improved reactor isolation cooling system 9. It is possible to maintain the reactor water level together with the operation of the automatic depressurization system, which is the depressurization system of the reactor.
【0027】なお、上記2つの高圧系の不作動を仮定し
ても、1区分の低圧系の注入圧力をある程度上昇させる
ことにより、原子炉圧力が十分に減圧された後の低圧時
には、残留熱除去系3の機能の一つである低圧注水モー
ドによって、原子炉の水位は維持される。Even if the above two high pressure systems are not operated, the residual heat is reduced at a low pressure after the reactor pressure is sufficiently reduced by raising the injection pressure of the low pressure system of one section to some extent. The water level of the reactor is maintained by the low pressure water injection mode, which is one of the functions of the removal system 3.
【0028】格納容器内の雰囲気の除熱は、アイソレー
ションコンデンサ5とヒートシンクを共用する静的格納
容器冷却系6によっても、動的機器の作動を期待するこ
と無く達成され、残留熱除去系3の格納容器冷却モード
のバックアップ機能を有することで過酷事故に対しても
十分な対応能力を有している。The heat removal of the atmosphere in the containment vessel is achieved by the static containment vessel cooling system 6 sharing the heat sink with the isolation condenser 5 without expecting the operation of the dynamic equipment, and the residual heat removal system 3 By having the backup function for the containment vessel cooling mode, it has sufficient ability to cope with severe accidents.
【0029】つぎに、この第1の実施例の効果を説明す
る。本実施例では、高圧時に使用する系統として外部の
交流電源を必要としないシステムを配置することによっ
て、全交流電源喪失時の耐性を高めるとともに、大きな
電源容量を必要とする電動ポンプを削除することによ
り、非常用の発電機に対する負荷要求の低減を図ること
ができる。Next, the effect of the first embodiment will be described. In this embodiment, by arranging a system that does not require an external AC power supply as a system used at high voltage, it is possible to enhance the resistance against the loss of all AC power supply and remove the electric pump that requires a large power supply capacity. As a result, it is possible to reduce the load demand on the emergency generator.
【0030】このように、高圧系から電動ポンプを削除
したことにより、各区分ごとの非常用電気負荷が低減さ
れたことと、全給水喪失等の過渡変化事情に対して起動
信号発生後短時間で注入を開始する必要のあった高圧系
が非常用交流電源の負荷からはずれたことによって、非
常用電源に対するスペックが緩和されることにより非常
用の発電機としての選択肢が広がり、小型のディーゼル
発電機または起動時間は遅いものの信頼性・経済性で優
れているガスタービン発電機を採用することが可能にな
る。また、高圧時に機能する系統を各区分ごとに異なる
システムとすることにより、共通要因故障を考慮した場
合の安全系の信頼度も向上させている。As described above, by removing the electric pump from the high pressure system, the emergency electric load for each section is reduced, and for a short time after the start signal is generated in response to transient change circumstances such as loss of all water supply. Since the high-voltage system that had to start injection at the load deviated from the load of the emergency AC power supply, the specifications for the emergency power supply were eased, and the options for an emergency power generator expanded, resulting in compact diesel power generation. It is possible to adopt a gas turbine generator that has excellent reliability and economic efficiency, although it has a slow start-up time. In addition, the reliability of the safety system in consideration of common factor failures is improved by making the system that functions at high voltage different for each category.
【0031】つぎに図2により本発明の第2の実施例を
説明する。第2の実施例において、区分Iは改良型原子
炉隔離時冷却系(高圧系)(ARCIC)9と、残留熱
除去系(低圧系)(LPFL/RHR)3と、小型ディ
ーゼル発電機(DG)10を具備している。区分IIはディ
ーゼル駆動注水系(高圧系)(HDIS)7と、残留熱
除去系(低圧系)(LPFL/RHR)3と、小型ディ
ーゼル発電機(DG)10を具備している。また、区分II
I は区分Iと同一系統からなっている。Next, a second embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. In the second embodiment, Category I is an improved reactor isolation cooling system (high pressure system) (ARCIC) 9, a residual heat removal system (low pressure system) (LPFL / RHR) 3, and a small diesel generator (DG). ) 10 are provided. Category II includes a diesel driven water injection system (high pressure system) (HDIS) 7, a residual heat removal system (low pressure system) (LPFL / RHR) 3, and a small diesel generator (DG) 10. Also, Category II
I has the same system as Category I.
【0032】つぎに第2の実施例の作用を説明する。原
子炉隔離時にはディーゼル駆動高圧注水系7および改良
型原子炉隔離時冷却系9の多様性を持った2種類の3系
統の高圧系によって、原子炉圧力容器内の水位は維持さ
れる。これらの3系統は外部の交流電源に依存しないの
で、全交流電源喪失時にも作動が期待される。Next, the operation of the second embodiment will be described. When the reactor is isolated, the water level in the reactor pressure vessel is maintained by the two types of three high-pressure systems having the diversity of the diesel-driven high-pressure water injection system 7 and the improved reactor isolation cooling system 9. Since these three systems do not depend on the external AC power supply, they are expected to operate even when all AC power is lost.
【0033】各種配管破断時には、特にディーゼル駆動
高圧注水系7と改良型原子炉隔離時冷却系9の2種類の
高圧注水機能を持つシステムにより高圧時の原子炉水位
の維持が達成される。When various pipes are broken, the maintenance of the reactor water level at high pressure is achieved by the system having two types of high-pressure water injection functions, particularly the diesel-driven high-pressure water injection system 7 and the improved reactor isolation cooling system 9.
【0034】原子炉圧力が十分に減圧された後の低圧時
には、残留熱除去系3の機能の一つである低圧注水モー
ドによって、原子炉の水位は維持される。格納容器内の
雰囲気の除熱は、残留熱除去系3の格納容器冷却モード
で行うことができる。At a low pressure after the reactor pressure has been sufficiently reduced, the water level of the reactor is maintained by the low pressure water injection mode which is one of the functions of the residual heat removal system 3. The heat of the atmosphere in the containment vessel can be removed in the containment vessel cooling mode of the residual heat removal system 3.
【0035】つぎに第2の実施例の効果を説明する。本
第2の実施例では、第1の実施例と同様に外部の交流電
源を必要としないシステムを高圧時に使用する系統とし
て配置することによって、全交流電源喪失時の耐性を高
めるとともに、大きな電源容量を必要とする電動ポンプ
を削除することにより、非常用の発電機に対する負荷要
求の低減をはかっている。Next, the effect of the second embodiment will be described. In the second embodiment, as in the first embodiment, a system that does not require an external AC power source is arranged as a system used at high voltage, thereby increasing the resistance against the loss of all AC power sources and increasing the power supply. By removing the electric pump that requires capacity, the load demand on the emergency generator is reduced.
【0036】このように、高圧系から電動ポンプを削除
したことにより、各区分ごとの非常用電気負荷が低減さ
れたことと、起動信号発生後短時間で注入を開始する必
要のあった高圧系が負荷からはずれたことによって、非
常用の発電機としての選択肢が広がり、小型のディーゼ
ル発電機10または起動時間は遅いものの信頼性・経済性
で優れているガスタービン発電機を採用することが可能
になる。As described above, by removing the electric pump from the high pressure system, the emergency electric load for each section is reduced, and it is necessary to start the injection in a short time after the activation signal is generated. Since the load is off the load, the choice as an emergency generator is expanded, and it is possible to use a small diesel generator 10 or a gas turbine generator that has a slow startup time but excellent reliability and economy. become.
【0037】また、第1の実施例よりも高圧時に機能す
る系統の多様性が減少しているものの、高圧時の注水系
としては1系統追加して注水機能の信頼性向上を図るこ
とができる。Although the variety of systems that function at high pressure is reduced compared to the first embodiment, one system can be added as a water injection system at high pressure to improve the reliability of the water injection function. .
【0038】つぎに、図3により本発明の第3の実施例
を説明する。第3の実施例においては第1の実施例にお
ける区分Iのアイソレーションコンデンサ(IC)5/
静的格納容器冷却系(PCCS)6の代りに原子炉熱除
去水位制御系(RHVLC)11を採用し、第1の実施例
の残留熱除去系(低圧系)(LPFL/RHR)3の低
圧注入モードの注入先をシュラウド外からシュラウド内
注水残留熱除去系(LPLI/RHR)12へと変更した
構成である。なお、区分IIと区分III は第1の実施例と
同様なので、その説明は省略する。Next, a third embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. In the third embodiment, a section I isolation capacitor (IC) 5 / of the first embodiment is used.
The reactor heat removal water level control system (RHVLC) 11 is adopted instead of the static containment vessel cooling system (PCCS) 6, and the low pressure of the residual heat removal system (low pressure system) (LPFL / RHR) 3 of the first embodiment is adopted. The injection destination in the injection mode is changed from outside the shroud to inside the shroud, the residual water heat removal system (LPLI / RHR) 12. Incidentally, since the division II and the division III are the same as those in the first embodiment, the description thereof will be omitted.
【0039】原子炉隔離時にはディーゼル駆動高圧注水
系7,改良型原子炉隔離時冷却系9およびRHVLC11
の多様性を持った3種類の高圧系によって、原子炉圧力
容器内の水位は維持される。これらの3系統は外部の交
流電源に依存しないので、全交流電源喪失時にも作動が
期待される。Diesel driven high pressure water injection system 7, improved reactor isolation cooling system 9 and RHVLC 11 during reactor isolation
The water level in the reactor pressure vessel is maintained by the three types of high-pressure systems with diversity. Since these three systems do not depend on the external AC power supply, they are expected to operate even when all AC power is lost.
【0040】各種配管破断時には、ディーゼル駆動高圧
注水系7,改良型原子炉隔離時冷却系9およびRHVL
C11の3種類の高圧注水機能を持つシステムにより高圧
時の原子炉水位の維持が達成される。When various pipes are broken, diesel driven high pressure water injection system 7, improved reactor isolation cooling system 9 and RHVL
Maintaining the reactor water level at high pressure is achieved by a system with three types of high-pressure water injection functions, C11.
【0041】原子炉圧力が十分に減圧された後の低圧時
には、残留熱除去系12の機能の一つである低圧注水モー
ドによって、シュラウド内に注入される冷却水により原
子炉の水位は維持される。格納容器内の雰囲気の除熱
は、残留熱除去系12の格納容器冷却モードで行うことが
できる。At a low pressure after the reactor pressure is sufficiently reduced, the low water injection mode, which is one of the functions of the residual heat removal system 12, maintains the water level of the reactor by the cooling water injected into the shroud. It The heat of the atmosphere in the storage container can be removed in the storage container cooling mode of the residual heat removal system 12.
【0042】つぎに第3の実施例の効果を説明する。第
3の実施例では、第1の実施例と同様に外部の交流電源
を必要としないシステムを高圧時に使用する系統として
配置することによって、全交流電源喪失時の耐性を高め
るとともに、大きな電源容量を必要とする電動ポンプを
削除することにより、非常用の発電機に対する負荷要求
の低減をはかっている。Next, the effect of the third embodiment will be described. In the third embodiment, similarly to the first embodiment, a system that does not require an external AC power source is arranged as a system that is used at high voltage, thereby increasing the resistance against the loss of all AC power sources and increasing the power supply capacity. By removing the electric pump that requires the, the load demand on the emergency generator is reduced.
【0043】このように、高圧系から電動ポンプを削除
したことにより、各区分ごとの非常用電気負荷が低減さ
れたことと、起動信号発生後短時間で注入を開始する必
要のあった高圧系が負荷からはずれたことによって、非
常用の発電機としての選択肢が広がり、小型のディーゼ
ル発電機または起動時間は遅いものの信頼性・経済性で
優れているガスタービン発電機を採用することが可能に
なる。As described above, by removing the electric pump from the high pressure system, the emergency electric load for each section is reduced, and it is necessary to start the injection in a short time after the start signal is generated. Since the load deviates from the load, choices as an emergency generator are expanded, and it is possible to adopt a small diesel generator or a gas turbine generator with a slow start-up time but excellent reliability and economy. Become.
【0044】また、第1の実施例よりも高圧時に機能す
る系統の多様性が減少しているものの、高圧時の注水系
としては1系統追加して注水機能の信頼性向上を図るこ
とができる。Although the variety of systems that function at high pressure is reduced as compared with the first embodiment, one system can be added as a water injection system at high pressure to improve the reliability of the water injection function. .
【0045】つぎに図4により本発明の第4の実施例を
説明する。図4は本発明の第4の実施例を示したもので
ある。第4の実施例においては、第1の実施例のアイソ
レーションコンデンサ(IC)5/静的格納容器冷却系
(PCCS)6の代りに従来のABWRと同じ高圧炉心
注水系13を採用した構成である。その他、区分IIと区分
III は第1の実施例と同様なので、その説明は省略す
る。Next, a fourth embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. FIG. 4 shows a fourth embodiment of the present invention. In the fourth embodiment, instead of the isolation condenser (IC) 5 / static containment vessel cooling system (PCCS) 6 of the first embodiment, the same high pressure core water injection system 13 as the conventional ABWR is adopted. is there. Other, Category II and Category
Since III is similar to that of the first embodiment, its explanation is omitted.
【0046】原子炉隔離時にはディーゼル駆動高圧注水
系7,改良型原子炉隔離時冷却系および高圧炉心注水系
13の多様性を持った3種類の高圧系によって、圧力容器
内の水位は維持される。高圧炉心注水系13以外の2系統
は外部の交流電源に依存しないので、全交流電源喪失時
にも作動が期待される。Diesel driven high pressure water injection system 7 during reactor isolation, improved reactor isolation cooling system and high pressure core water injection system
The water level in the pressure vessel is maintained by three types of high pressure systems with 13 varieties. Since the two systems other than the high pressure core water injection system 13 do not depend on the external AC power supply, they are expected to operate even when all AC power is lost.
【0047】各種配管破断時には、ディーゼル駆動高圧
注水系7,改良型原子炉隔離時冷却4系および高圧炉心
注水系13の3種類の高圧注水機能を持つシステムにより
高圧時の原子炉水位の維持が達成される。When various pipes are broken, the reactor water level can be maintained at high pressure by a system having three types of high-pressure water injection functions: diesel-driven high-pressure water injection system 7, improved reactor isolation cooling system 4 and high-pressure core water injection system 13. To be achieved.
【0048】原子炉圧力が十分に減圧された後の低圧時
には、残留熱除去系3の機能の一つである低圧注水モー
ドによって、シュラウド内に注入される冷却水により原
子炉の水位は維持される。格納容器内の雰囲気の除熱
は、残留熱除去系3の格納容器冷却モードで行うことが
できる。At low pressure after the reactor pressure has been sufficiently reduced, the water level of the reactor is maintained by the cooling water injected into the shroud by the low pressure water injection mode which is one of the functions of the residual heat removal system 3. It The heat of the atmosphere in the containment vessel can be removed in the containment vessel cooling mode of the residual heat removal system 3.
【0049】本第4の実施例では、安全系の2区分に外
部の交流電源を必要としないシステムを高圧時に使用す
る系統として配置することによって、全交流電源喪失時
の耐性を高めるとともに、大きな電源容量を必要とする
電動ポンプを削除することにより、非常用の発電機に対
する負荷要求の低減をはかることができる。In the fourth embodiment, by arranging a system that does not require an external AC power supply in two sections of the safety system as a system used at high voltage, the resistance against the loss of all AC power supply is increased and the By removing the electric pump that requires power supply capacity, it is possible to reduce the load demand on the emergency generator.
【0050】このように、高圧系から電動ポンプを削除
したことにより、2区分の非常用電気負荷が低減された
ことと、起動信号発生後短時間で注入を開始する必要の
あった高圧系が2区分の負荷からはずれたことによっ
て、非常用の発電機としての選択肢が広がり、小型のデ
ィーゼル発電機または起動時間は遅いものの信頼性・経
済性で優れているガスタービン発電機を採用することが
可能になる。また、高圧時に機能する系統の多様性を確
保するとともに、非常用発電機にも多様性を持たせて信
頼性の確保を図ることができる。As described above, by removing the electric pump from the high pressure system, the emergency electric load of the two sections is reduced, and the high pressure system that needs to start the injection in a short time after the start signal is generated is Since the load deviates from the two categories, the choice as an emergency generator expands, and it is possible to adopt a small diesel generator or a gas turbine generator that has a slow startup time but excellent reliability and economy. It will be possible. In addition, it is possible to ensure the diversity of the system that functions at high voltage and also ensure the reliability by providing the emergency generator with the variety.
【0051】[0051]
【発明の効果】本発明によれば、非常時の電源としての
発電機に対する負荷要求を低減するとともに、負荷の発
生開始時間を遅くすることによって、小型の非常用ディ
ーゼル発電機を採用し、建屋および補機冷却系へのイン
パクトを小さくできる。According to the present invention, by reducing the load demand on the generator as a power source in an emergency and delaying the start time of load generation, a small emergency diesel generator is adopted, Also, the impact on the accessory cooling system can be reduced.
【0052】また、本発明では非常時の電源としての発
電機に対する負荷要求を低減するとともに、負荷の発生
開始時間を遅くすることによって、代替案としてガスタ
ービン発電機を採用し、建屋へのインパクトを小さく
し、補機冷却水系への負荷を削減し、信頼性が向上す
る。Further, in the present invention, by reducing the load demand on the generator as an emergency power source and delaying the load generation start time, a gas turbine generator is adopted as an alternative and the impact on the building is improved. To reduce the load on the auxiliary system cooling water system and improve reliability.
【0053】さらに、本発明では高圧系は第4の実施例
を除きすべて非常用発電機によらない独立した3区分構
成となっているため、従来と同等の安全系ネットワーク
としての信頼性を維持しつつ、かつ、全交流電源喪失に
対する耐性を高めるとともに、全体としてコストの低減
を図ることができる。Further, in the present invention, since the high-voltage system has an independent three-section structure without using the emergency generator except for the fourth embodiment, the reliability as a safety network equivalent to the conventional one is maintained. It is possible to increase the resistance to the loss of all AC power sources and reduce the cost as a whole.
【図1】本発明に係る沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却
系の第1の実施例における概略構成を示す区分図。FIG. 1 is a sectional view showing a schematic configuration in a first embodiment of an emergency core cooling system of a boiling water reactor according to the present invention.
【図2】本発明に係る沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却
系の第2の実施例における概略構成を示す区分図。FIG. 2 is a sectional view showing a schematic configuration in a second embodiment of an emergency core cooling system of a boiling water reactor according to the present invention.
【図3】本発明に係る沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却
系の第3の実施例における概略構成を示す区分図。FIG. 3 is a sectional view showing a schematic configuration in a third embodiment of an emergency core cooling system of a boiling water reactor according to the present invention.
【図4】本発明に係る沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却
系の第4の実施例における概略構成を示す区分図。FIG. 4 is a sectional view showing a schematic configuration in a fourth embodiment of an emergency core cooling system of a boiling water reactor according to the present invention.
【図5】従来の沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却系の概
略構成を示す区分図。FIG. 5 is a sectional view showing a schematic configuration of an emergency core cooling system of a conventional boiling water reactor.
1…原子炉隔離時冷却系(高圧系)、2…高圧炉心注水
系(高圧系)、3…残留熱除去系、4…大型非常用ディ
ーゼル発電機、5…アイソレーションコンデンサ、6…
静的格納容器冷却系(SA対応)、7…ディーゼル駆動
高圧注水系(高圧系)、8…非常用ガスタービン発電
機、9…改良型原子炉隔離時冷却系、10…小型非常用デ
ィーゼル発電機、11…原子炉熱除去水位制御系(RHV
LC)、12…シュラウド内注水残留熱除去系、13…高圧
炉心注水系。1 ... Cooling system during reactor isolation (high pressure system), 2 ... High pressure core water injection system (high pressure system), 3 ... Residual heat removal system, 4 ... Large emergency diesel generator, 5 ... Isolation condenser, 6 ...
Static containment vessel cooling system (SA compatible), 7 ... Diesel driven high pressure water injection system (high pressure system), 8 ... Emergency gas turbine generator, 9 ... Improved reactor isolation cooling system, 10 ... Small emergency diesel power generation Machine, 11 ... Reactor heat removal water level control system (RHV
LC), 12 ... Shroud water injection residual heat removal system, 13 ... High pressure core water injection system.
Claims (6)
去系(低圧系)−非常用ガスタービン発電機を具備した
区分Iと、ディーゼル駆動注水系(高圧系)−残留熱除
去系(低圧系)−非常用ガスタービン発電機を具備した
区分IIと、原子炉隔離時冷却系(高圧系)−残留熱除去
系(低圧系)−非常用ガスタービン発電機を具備した区
分III とから構成されることを特徴とする沸騰水型原子
炉の非常用炉心冷却系。1. An isolation condenser-residual heat removal system (low pressure system) -Section I equipped with an emergency gas turbine generator, diesel driven water injection system (high pressure system) -residual heat removal system (low pressure system) -emergency It is composed of Category II equipped with an emergency gas turbine generator and Category III equipped with a reactor isolation cooling system (high pressure system) -residual heat removal system (low pressure system) -emergency gas turbine generator. The emergency core cooling system for boiling water reactors.
除去系(低圧系)−小型ディーゼル発電機を具備した区
分Iと、ディーゼル駆動注水系(高圧系)−残留熱除去
系(低圧系)−小型ディーゼル発電機を具備した区分II
と、原子炉隔離時冷却系(高圧系)−残留熱除去系(低
圧系)−小型ディーゼル発電機を具備した区分III とか
ら構成されることを特徴とする沸騰水型原子炉の非常用
炉心冷却系。2. A reactor isolation cooling system (high pressure system) -residual heat removal system (low pressure system) -Section I equipped with a small diesel generator, and a diesel driven water injection system (high pressure system) -residual heat removal system ( Low-voltage system) -Category II equipped with a small diesel generator
And a cooling system during reactor isolation (high pressure system) -residual heat removal system (low pressure system) -Section III equipped with a small diesel generator, an emergency core of a boiling water reactor Cooling system.
注水残留熱除去系−非常用ガスタービン発電機を具備し
た区分Iと、ディーゼル駆動高圧注水系(高圧系)−シ
ュラウド内注水残留熱除去系−非常用ガスタービン発電
機を具備した区分IIと、原子炉隔離時冷却系−シュラウ
ド内注水残留熱除去系−非常用ガスタービン発電機を具
備した区分III とから構成されることを特徴とする沸騰
水型原子炉の非常用炉心冷却系。3. A reactor heat removal water level control system-a shroud water injection residual heat removal system-a category I equipped with an emergency gas turbine generator, a diesel driven high pressure water injection system (high pressure system) -a shroud water injection residual heat removal System-Category II equipped with an emergency gas turbine generator, and Reactor isolation cooling system-Shroud water injection residual heat removal system-Category III equipped with an emergency gas turbine generator Emergency core cooling system for boiling water reactors.
ガスタービン発電機を具備した区分Iと、ディーゼル駆
動高圧注水系(高圧系)−残留熱除去系−非常用ガスタ
ービン発電機を具備した区分IIと、原子炉隔離時冷却系
−残留熱除去系−非常用ガスタービン発電機を具備した
区分III とから構成されることを特徴とする沸騰水型原
子炉の非常用炉心冷却系。4. A high pressure core water injection system-residual heat removal system-Class I equipped with an emergency gas turbine generator, and a diesel driven high pressure water injection system (high pressure system) -residual heat removal system-emergency gas turbine generator. An emergency core cooling system for a boiling water reactor characterized in that it comprises a division II provided and a division III equipped with a reactor isolation cooling system-residual heat removal system-emergency gas turbine generator .
系)、前記原子炉隔離時冷却系、前記アイソレーション
コンデンサ、または前記原子炉熱除去水位系を組み合わ
せることを特徴とする請求項1ないし4記載の沸騰水型
原子炉の非常用炉心冷却系。5. The combination of the diesel driven high pressure water injection system (high pressure system), the reactor isolation cooling system, the isolation condenser, or the reactor heat removal water level system. Emergency Cooling System for Boiling Water Reactor.
前記小型非常用ディーゼル発電機を使用するか、または
前記小型非常用ディーゼル発電機の代りに前記非常用ガ
スタービン発電機を使用することを特徴とする請求項1
ないし4記載の沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却系。6. Use of the small emergency diesel generator in place of the emergency gas turbine generator, or use of the emergency gas turbine generator in place of the small emergency diesel generator. Claim 1 characterized by
An emergency core cooling system for a boiling water reactor according to any one of claims 1 to 4.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP7123361A JPH08313686A (en) | 1995-05-23 | 1995-05-23 | Emergency core cooling system of boiling water reactor |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP7123361A JPH08313686A (en) | 1995-05-23 | 1995-05-23 | Emergency core cooling system of boiling water reactor |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH08313686A true JPH08313686A (en) | 1996-11-29 |
Family
ID=14858690
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP7123361A Pending JPH08313686A (en) | 1995-05-23 | 1995-05-23 | Emergency core cooling system of boiling water reactor |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPH08313686A (en) |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP2019393A1 (en) * | 2007-07-26 | 2009-01-28 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Nuclear reactor with an emergency core cooling system |
JP2009053049A (en) * | 2007-08-27 | 2009-03-12 | Toshiba Corp | Safety system of nuclear power plant |
US7835482B2 (en) | 2004-01-14 | 2010-11-16 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Emergency core cooling system |
WO2011114782A1 (en) * | 2010-03-18 | 2011-09-22 | 三菱重工業株式会社 | Emergency system |
-
1995
- 1995-05-23 JP JP7123361A patent/JPH08313686A/en active Pending
Cited By (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US7835482B2 (en) | 2004-01-14 | 2010-11-16 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Emergency core cooling system |
EP2019393A1 (en) * | 2007-07-26 | 2009-01-28 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Nuclear reactor with an emergency core cooling system |
JP2009053049A (en) * | 2007-08-27 | 2009-03-12 | Toshiba Corp | Safety system of nuclear power plant |
WO2011114782A1 (en) * | 2010-03-18 | 2011-09-22 | 三菱重工業株式会社 | Emergency system |
JP2011196801A (en) * | 2010-03-18 | 2011-10-06 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | System for emergency |
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