JPH09184897A - 原子炉用冷却装置 - Google Patents
原子炉用冷却装置Info
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- JPH09184897A JPH09184897A JP8294791A JP29479196A JPH09184897A JP H09184897 A JPH09184897 A JP H09184897A JP 8294791 A JP8294791 A JP 8294791A JP 29479196 A JP29479196 A JP 29479196A JP H09184897 A JPH09184897 A JP H09184897A
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- Japan
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- cooling device
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- pccs
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- 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
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- Physics & Mathematics (AREA)
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- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】プラントの規模を減少出来る原子炉用冷却装置
を提供する。 【解決手段】 収納部冷却モード及び原子炉容器冷却モ
ードで動作し得る１次収納部冷却装置兼残留熱除去蒸気
復水器（ＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３６Ａ、３６Ｂ）が、収納
部冷却モードでは隔離弁（５２）を介して、１次収納容
器（ＰＣＶ １６）と界面接続される。常閉弁位置で
は、ドライウェル高圧信号を受取った時、弁（５２）が
開いて、ＰＣＶ内の蒸気がＰＣＣＳ−ＣＮＤへ流れ、こ
こで蒸気が復水し、崩壊熱が復水プール（３８）に移さ
れる。常開弁位置では、ＰＣＣＳ−ＣＮＤが待機収納部
冷却動作モードにある。原子炉圧力容器（ＲＰＶ）冷却
モードでは、ＰＣＣＳ−ＣＮＤが隔離弁（５４、５６）
を介してＲＰＶ（１２）と界面接続される。抑圧プール
（１８）からの高温信号を受取った時、又はオペレータ
の動作を通じて、隔離弁が開かれ、ＲＰＶ内の蒸気がＰ
ＣＣＳ−ＣＮＤへ流れ、そこで蒸気が復水し、崩壊熱が
復水プールに移される。
を提供する。 【解決手段】 収納部冷却モード及び原子炉容器冷却モ
ードで動作し得る１次収納部冷却装置兼残留熱除去蒸気
復水器（ＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３６Ａ、３６Ｂ）が、収納
部冷却モードでは隔離弁（５２）を介して、１次収納容
器（ＰＣＶ １６）と界面接続される。常閉弁位置で
は、ドライウェル高圧信号を受取った時、弁（５２）が
開いて、ＰＣＶ内の蒸気がＰＣＣＳ−ＣＮＤへ流れ、こ
こで蒸気が復水し、崩壊熱が復水プール（３８）に移さ
れる。常開弁位置では、ＰＣＣＳ−ＣＮＤが待機収納部
冷却動作モードにある。原子炉圧力容器（ＲＰＶ）冷却
モードでは、ＰＣＣＳ−ＣＮＤが隔離弁（５４、５６）
を介してＲＰＶ（１２）と界面接続される。抑圧プール
（１８）からの高温信号を受取った時、又はオペレータ
の動作を通じて、隔離弁が開かれ、ＲＰＶ内の蒸気がＰ
ＣＣＳ−ＣＮＤへ流れ、そこで蒸気が復水し、崩壊熱が
復水プールに移される。
Description
【０００１】
【発明の分野】この発明は全般的に沸騰水形原子炉に対
する安全装置、更に具体的に言えば、１次収納部冷却装
置兼残留熱除去蒸気復水装置に関する。
する安全装置、更に具体的に言えば、１次収納部冷却装
置兼残留熱除去蒸気復水装置に関する。
【０００２】
【発明の背景】沸騰水形原子炉（ＢＷＲ）は典型的に
は、事故の事象を管理並びに軽減する為に能動形安全装
置を利用している。こういう安全装置が原子炉の崩壊熱
を最終的なヒート・シンクへ運び、このシンクは通常は
海水又は新鮮な水である。例えば、能動形安全装置は高
圧及び低圧ポンプ装置の両方を持っている。このような
能動形装置は、安全性に関係する機器の点検及び監視試
験を必要とする。更に、ポンプ及びその他の機器は運転
するのに交流電力を必要とするのが典型的である。
は、事故の事象を管理並びに軽減する為に能動形安全装
置を利用している。こういう安全装置が原子炉の崩壊熱
を最終的なヒート・シンクへ運び、このシンクは通常は
海水又は新鮮な水である。例えば、能動形安全装置は高
圧及び低圧ポンプ装置の両方を持っている。このような
能動形装置は、安全性に関係する機器の点検及び監視試
験を必要とする。更に、ポンプ及びその他の機器は運転
するのに交流電力を必要とするのが典型的である。
【０００３】能動形安全装置の代りになるのが受動形装
置である。全部受動形の安全装置が、安全性に関係する
機器の点検及び監視試験を減らす点並びに交流電力の必
要性を無くし、ＢＷＲの運転の信頼性及び安全性を改善
する点でも、その利点の為、ＢＷＲに使う事が検討され
てきた。簡単にしたＢＷＲ（ＳＢＷＲ）は、事故の管理
及び軽減で、人間のエラーに対してより大きな抵抗力を
持つ完全受動形の安全性の特徴を含むように構成されて
いる。
置である。全部受動形の安全装置が、安全性に関係する
機器の点検及び監視試験を減らす点並びに交流電力の必
要性を無くし、ＢＷＲの運転の信頼性及び安全性を改善
する点でも、その利点の為、ＢＷＲに使う事が検討され
てきた。簡単にしたＢＷＲ（ＳＢＷＲ）は、事故の管理
及び軽減で、人間のエラーに対してより大きな抵抗力を
持つ完全受動形の安全性の特徴を含むように構成されて
いる。
【０００４】しかし、ＢＷＲに完全受動形の安全装置を
用いる時、ある兼合いがある。受動形であるから、完全
受動形の装置は、装置の分離及び多様性の原子力基準に
従って構成した時、プラントの規模及びコストが実質的
に増大する。従って、ＢＷＲに受動形装置を用いる事
は、約１０００ ＭＷｅ迄の出力を持つ小規模及び中規
模のプラントに限られていた。
用いる時、ある兼合いがある。受動形であるから、完全
受動形の装置は、装置の分離及び多様性の原子力基準に
従って構成した時、プラントの規模及びコストが実質的
に増大する。従って、ＢＷＲに受動形装置を用いる事
は、約１０００ ＭＷｅ迄の出力を持つ小規模及び中規
模のプラントに限られていた。
【０００５】能動形及び受動形の組合せ装置が、この出
願の被譲渡人に譲渡された米国特許第５，４２６，６８
１号に記載されている。この米国特許に記載された装置
は多くの利点を持っているが、別個の受動形収納部冷却
装置（ＰＣＣＳ）及び別個の原子炉熱除去蒸気復水器
（ＲＨＲ−ＣＮＤ）装置を持っている。こういう別々の
装置が復水プールの別々の区画内に配置されていて、プ
ラントの規模及びコストが増える。
願の被譲渡人に譲渡された米国特許第５，４２６，６８
１号に記載されている。この米国特許に記載された装置
は多くの利点を持っているが、別個の受動形収納部冷却
装置（ＰＣＣＳ）及び別個の原子炉熱除去蒸気復水器
（ＲＨＲ−ＣＮＤ）装置を持っている。こういう別々の
装置が復水プールの別々の区画内に配置されていて、プ
ラントの規模及びコストが増える。
【０００６】原子炉に対する安全装置として、高い信頼
性があり、安全性の必要条件を満たすが、安全性に関係
する部品が一層少ない安全装置を提供する事が望まし
い。例えば、公知のＰＣＣＳ及びＲＨＲ−ＣＮＤ装置と
同じ作用をするが、公知の装置よりも必要とする場所が
小さく、必要とする部品が一層少ないＰＣＣＳ及びＲＨ
Ｒ−ＣＮＤ装置を提供する事が望ましい。
性があり、安全性の必要条件を満たすが、安全性に関係
する部品が一層少ない安全装置を提供する事が望まし
い。例えば、公知のＰＣＣＳ及びＲＨＲ−ＣＮＤ装置と
同じ作用をするが、公知の装置よりも必要とする場所が
小さく、必要とする部品が一層少ないＰＣＣＳ及びＲＨ
Ｒ−ＣＮＤ装置を提供する事が望ましい。
【０００７】
【発明の要約】上記並びにその他の目的が、収納部冷却
モード及び原子炉容器冷却モードで動作し得る１次収納
部冷却装置兼残留熱除去復水器（ＰＣＣＳ−ＣＮＤ）に
よって達成される。収納部冷却モードでは、ＰＣＣＳ−
ＣＮＤが隔離弁を介して１次収納容器（ＰＣＶ）と界面
接続され、ドライウェル高圧信号を受取った時、弁が開
いて、ＰＣＶ内の蒸気がＰＣＣＳ−ＣＮＤへ流れる事が
出来るようにし、そこでこの蒸気が復水する。崩壊熱が
復水プールに移される。
モード及び原子炉容器冷却モードで動作し得る１次収納
部冷却装置兼残留熱除去復水器（ＰＣＣＳ−ＣＮＤ）に
よって達成される。収納部冷却モードでは、ＰＣＣＳ−
ＣＮＤが隔離弁を介して１次収納容器（ＰＣＶ）と界面
接続され、ドライウェル高圧信号を受取った時、弁が開
いて、ＰＣＶ内の蒸気がＰＣＣＳ−ＣＮＤへ流れる事が
出来るようにし、そこでこの蒸気が復水する。崩壊熱が
復水プールに移される。
【０００８】原子炉圧力容器（ＲＰＶ）冷却モードで
は、ＰＣＣＳ−ＣＮＤが隔離弁を介してＲＰＶと界面接
続される。抑圧プールからの高温信号を受取った時、又
はオペレータの動作を通じて、隔離弁が開かれ、ＲＰＶ
内の蒸気がＰＣＣＳ−ＣＮＤへ流れる事が出来るように
し、そこで蒸気が復水する。収納部冷却モードの場合と
同じく、崩壊熱が復水プールに移される。
は、ＰＣＣＳ−ＣＮＤが隔離弁を介してＲＰＶと界面接
続される。抑圧プールからの高温信号を受取った時、又
はオペレータの動作を通じて、隔離弁が開かれ、ＲＰＶ
内の蒸気がＰＣＣＳ−ＣＮＤへ流れる事が出来るように
し、そこで蒸気が復水する。収納部冷却モードの場合と
同じく、崩壊熱が復水プールに移される。
【０００９】兼用ＰＣＣＳ−ＣＮＤは、収納部の冷却と
原子炉容器の冷却の両方の作用をする。従って、崩壊熱
を除去する為のＢＷＲの安全条件を満たすのに必要な部
品の数が減少し、最終的にプラントの規模及びコストが
減少する。更に、このＰＣＣＳ−ＣＮＤを使ってＲＰＶ
の支援用の減圧を行い、ステーションのブラックアウト
及び原子炉隔離のような事象に対し、支援の熱除去及び
在庫の管理をする事が出来る。更に、このＰＣＣＳ−Ｃ
ＮＤからの蒸気の復水は、抑圧プール、又はＰＣＶ内に
配置された集水タンクへ吐出する事が出来る。集められ
た復水は、想定重大事故の際に下側ドライウェルを溢れ
させる為の在庫水源として利用する事が出来るし、或い
は長期的な炉心の冷却の為に原子炉容器へ戻す事が出来
る。
原子炉容器の冷却の両方の作用をする。従って、崩壊熱
を除去する為のＢＷＲの安全条件を満たすのに必要な部
品の数が減少し、最終的にプラントの規模及びコストが
減少する。更に、このＰＣＣＳ−ＣＮＤを使ってＲＰＶ
の支援用の減圧を行い、ステーションのブラックアウト
及び原子炉隔離のような事象に対し、支援の熱除去及び
在庫の管理をする事が出来る。更に、このＰＣＣＳ−Ｃ
ＮＤからの蒸気の復水は、抑圧プール、又はＰＣＶ内に
配置された集水タンクへ吐出する事が出来る。集められ
た復水は、想定重大事故の際に下側ドライウェルを溢れ
させる為の在庫水源として利用する事が出来るし、或い
は長期的な炉心の冷却の為に原子炉容器へ戻す事が出来
る。
【００１０】
【図面の詳しい説明】この発明の一形式では、収納部内
の高エネルギー・ライン破損の場合に収納部を冷却し、
原子炉隔離の場合に、原子炉容器の冷却をする１次収納
部冷却装置（ＰＣＣＳ）兼残留熱除去（ＲＨＲ）装置を
提供する。ここでは、この装置を特定の原子炉の構造の
場合について説明するが、この装置をこの他の原子炉構
造でも利用する事が出来る事を承知されたい。
の高エネルギー・ライン破損の場合に収納部を冷却し、
原子炉隔離の場合に、原子炉容器の冷却をする１次収納
部冷却装置（ＰＣＣＳ）兼残留熱除去（ＲＨＲ）装置を
提供する。ここでは、この装置を特定の原子炉の構造の
場合について説明するが、この装置をこの他の原子炉構
造でも利用する事が出来る事を承知されたい。
【００１１】図１はこの発明の一実施例の原子炉装置１
０の略図である。装置１０が、炉心１４を含む原子炉圧
力容器（ＲＰＶ）１２、１次収納容器（ＰＣＶ）１６及
び抑圧プール１８を含む。給水（ＦＷ）配管２０がＲＰ
Ｖ １２に水を供給する。蒸気タービン２２が高圧ポン
プ２４に結合され、それを駆動する。ポンプ２４は配管
２６によって抑圧プール１８に結合され、抑圧プール１
８からの水を給水（ＦＷ）配管２０へ圧送する。蒸気配
管２８が、ＲＰＶ １２から蒸気を運び出す。
０の略図である。装置１０が、炉心１４を含む原子炉圧
力容器（ＲＰＶ）１２、１次収納容器（ＰＣＶ）１６及
び抑圧プール１８を含む。給水（ＦＷ）配管２０がＲＰ
Ｖ １２に水を供給する。蒸気タービン２２が高圧ポン
プ２４に結合され、それを駆動する。ポンプ２４は配管
２６によって抑圧プール１８に結合され、抑圧プール１
８からの水を給水（ＦＷ）配管２０へ圧送する。蒸気配
管２８が、ＲＰＶ １２から蒸気を運び出す。
【００１２】更に図１には、２つの１次収納部冷却装置
兼残留熱除去復水器装置３０Ａ及び３０Ｂが示されてい
る。これはこの明細書でＰＣＣＳ／ＲＨＲ−ＣＮＤ装
置、ＰＣＣＳ−ＲＨＲ装置、又は単にＰＣＣＳ−ＣＮＤ
３０Ａ及び３０Ｂと呼ぶ事がある。ＰＣＣＳ−ＣＮＤ
３０Ａが冷却配管又は流路３２及び弁３４を介してタ
ービン２２に結合される事が示されている。この形式で
は、弁３４を開いた時、タービン２２の排気を冷却する
為にＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ａを利用する事が出来る。
勿論、このような排気の冷却はあらゆる用途で必ずしも
必要ではなく、図１では、ＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ａの
考えられる別の用途を示す為に図示したに過ぎない。
兼残留熱除去復水器装置３０Ａ及び３０Ｂが示されてい
る。これはこの明細書でＰＣＣＳ／ＲＨＲ−ＣＮＤ装
置、ＰＣＣＳ−ＲＨＲ装置、又は単にＰＣＣＳ−ＣＮＤ
３０Ａ及び３０Ｂと呼ぶ事がある。ＰＣＣＳ−ＣＮＤ
３０Ａが冷却配管又は流路３２及び弁３４を介してタ
ービン２２に結合される事が示されている。この形式で
は、弁３４を開いた時、タービン２２の排気を冷却する
為にＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ａを利用する事が出来る。
勿論、このような排気の冷却はあらゆる用途で必ずしも
必要ではなく、図１では、ＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ａの
考えられる別の用途を示す為に図示したに過ぎない。
【００１３】ＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ａ及び３０Ｂが復
水器又は熱交換器３６Ａ及び３６Ｂを持ち、これが蒸気
を復水させ、大気に通気した大型の復水プール３８内の
水に熱を伝える。各々の復水器３６Ａ、３６Ｂは、燃料
プールと大体同じ高さの所で、原子炉建物の高い所に設
けられた復水プール３８の夫々の区画内に沈められてい
る。復水プール３８はＰＣＶ １６より上方でその外側
にある。ＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ａ及び３０Ｂが、ＲＰ
Ｖ １２の両側に配置される場合が示されている。勿
論、ＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ａ及び３０Ｂは、ＲＰＶ
１２に対してこの他の色々な場所に配置する事が出来
る。更に、追加のＰＣＣＳ−ＣＮＤ装置を使う事が出来
る。例えば、３番目のＰＣＣＳ−ＣＮＤ装置をＰＣＣＳ
−ＣＮＤ ３０Ｂに隣接して、ただしその背後に配置す
る事が出来る。
水器又は熱交換器３６Ａ及び３６Ｂを持ち、これが蒸気
を復水させ、大気に通気した大型の復水プール３８内の
水に熱を伝える。各々の復水器３６Ａ、３６Ｂは、燃料
プールと大体同じ高さの所で、原子炉建物の高い所に設
けられた復水プール３８の夫々の区画内に沈められてい
る。復水プール３８はＰＣＶ １６より上方でその外側
にある。ＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ａ及び３０Ｂが、ＲＰ
Ｖ １２の両側に配置される場合が示されている。勿
論、ＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ａ及び３０Ｂは、ＲＰＶ
１２に対してこの他の色々な場所に配置する事が出来
る。更に、追加のＰＣＣＳ−ＣＮＤ装置を使う事が出来
る。例えば、３番目のＰＣＣＳ−ＣＮＤ装置をＰＣＣＳ
−ＣＮＤ ３０Ｂに隣接して、ただしその背後に配置す
る事が出来る。
【００１４】各々の復水器３６Ａ、３６Ｂが上側ドラム
４０及び下側ドラム４２に結合されている。蒸気は、夫
々蒸気配管２８Ａ（図面に示していない）及び２８Ｂに
結合された配管又は流路４４Ａ（図面に示していない）
及び４４Ｂを介して、ＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ａ及び３
０Ｂに入る。蒸気−ガス混合物もＰＣＶ １６から配管
又は流路４６Ａ、４６Ｂを介してＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３
０Ａ及び３０Ｂに入る事が出来る。図１に示す実施例で
は、蒸気−水混合物がタービン２２から配管３２を介し
てＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ａに入る事がある。蒸気が復
水器３６Ａ、３６Ｂ内で復水し、下側ドラム４２へ落下
する。蒸気の復水及び非凝縮性ガスは、下側ドラム４２
から、抑圧プール内１８に沈めた出口を持つ共通の配管
４８Ａ、４８Ｂを介して放出し、逃がす事が出来る。
４０及び下側ドラム４２に結合されている。蒸気は、夫
々蒸気配管２８Ａ（図面に示していない）及び２８Ｂに
結合された配管又は流路４４Ａ（図面に示していない）
及び４４Ｂを介して、ＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ａ及び３
０Ｂに入る。蒸気−ガス混合物もＰＣＶ １６から配管
又は流路４６Ａ、４６Ｂを介してＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３
０Ａ及び３０Ｂに入る事が出来る。図１に示す実施例で
は、蒸気−水混合物がタービン２２から配管３２を介し
てＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ａに入る事がある。蒸気が復
水器３６Ａ、３６Ｂ内で復水し、下側ドラム４２へ落下
する。蒸気の復水及び非凝縮性ガスは、下側ドラム４２
から、抑圧プール内１８に沈めた出口を持つ共通の配管
４８Ａ、４８Ｂを介して放出し、逃がす事が出来る。
【００１５】ＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ａ及び３０Ｂから
の熱により、復水プール３８の温度は、復水プールの水
が沸騰する程上昇する。復水プールの水は約１０１℃
（２４１°Ｆ）迄加熱される事がある。出来た蒸気は、
放射能を持たず、ステーションの周囲圧力に対して若干
正圧であるので、各々のＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ａ及び
３０Ｂの上方の蒸気空間から、吐出口５０を介して原子
炉建物の外側へ逃がされる。水分分離器を吐出口５０の
入口に取付けて、水分が過度に運び出され、復水プール
の水が失われるのを防ぐ事が出来る。
の熱により、復水プール３８の温度は、復水プールの水
が沸騰する程上昇する。復水プールの水は約１０１℃
（２４１°Ｆ）迄加熱される事がある。出来た蒸気は、
放射能を持たず、ステーションの周囲圧力に対して若干
正圧であるので、各々のＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ａ及び
３０Ｂの上方の蒸気空間から、吐出口５０を介して原子
炉建物の外側へ逃がされる。水分分離器を吐出口５０の
入口に取付けて、水分が過度に運び出され、復水プール
の水が失われるのを防ぐ事が出来る。
【００１６】水位を補う為の復水プールの埋合せの清浄
水の供給は、所謂「埋合せ脱塩装置」（図に示していな
い）から行われる。水位の制御は、埋合せ水供給配管に
ある空気作動の弁を使って行われる。弁の開閉が、復水
プール内の水位を感知する水位発信器から送られる水位
信号によって制御される。復水プールの水の冷却／清浄
化は、燃料及び補助プール冷却装置（図に示していな
い）によって行われる。異なる場所にある何本かの吸込
み配管が、プラントの通常の運転中に保つ必要がある最
低水位より上方の高さの所で、復水プールの両側から水
を出す。この水が冷却され、清浄化され、その後復水プ
ールに戻される。復水プール水循環流の戻り配管には、
ＬＯＣＡ事後プール水埋合せ接続部もある。
水の供給は、所謂「埋合せ脱塩装置」（図に示していな
い）から行われる。水位の制御は、埋合せ水供給配管に
ある空気作動の弁を使って行われる。弁の開閉が、復水
プール内の水位を感知する水位発信器から送られる水位
信号によって制御される。復水プールの水の冷却／清浄
化は、燃料及び補助プール冷却装置（図に示していな
い）によって行われる。異なる場所にある何本かの吸込
み配管が、プラントの通常の運転中に保つ必要がある最
低水位より上方の高さの所で、復水プールの両側から水
を出す。この水が冷却され、清浄化され、その後復水プ
ールに戻される。復水プール水循環流の戻り配管には、
ＬＯＣＡ事後プール水埋合せ接続部もある。
【００１７】ＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ｂが図２に詳しく
示されており、以下ＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ｂについて
説明する事は、ＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ａにも当てはま
る。図２について具体的に説明すると、ＰＣＣＳ−ＣＮ
Ｄ ３０Ｂは、収納部冷却モード又は原子炉容器冷却モ
ードで動作し得る。収納部冷却モードでは、ＰＣＣＳ−
ＣＮＤ ３０Ｂが、隔離弁５２を介して１次収納容器
（ＰＣＶ）に界面接続される。ドライウェル高圧信号を
受取ると、弁５２が自動的に開いて、ＰＣＶ内の蒸気が
ＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ｂ流れる事が出来るようにし、
そこで蒸気が復水し、崩壊熱が復水プール３８に移され
る。この代りに、弁５２を常開にして、ＰＣＣＳ−ＣＮ
Ｄ ３０Ｂが待機収納部冷却モードにあるようにしても
良い。
示されており、以下ＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ｂについて
説明する事は、ＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ａにも当てはま
る。図２について具体的に説明すると、ＰＣＣＳ−ＣＮ
Ｄ ３０Ｂは、収納部冷却モード又は原子炉容器冷却モ
ードで動作し得る。収納部冷却モードでは、ＰＣＣＳ−
ＣＮＤ ３０Ｂが、隔離弁５２を介して１次収納容器
（ＰＣＶ）に界面接続される。ドライウェル高圧信号を
受取ると、弁５２が自動的に開いて、ＰＣＶ内の蒸気が
ＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ｂ流れる事が出来るようにし、
そこで蒸気が復水し、崩壊熱が復水プール３８に移され
る。この代りに、弁５２を常開にして、ＰＣＣＳ−ＣＮ
Ｄ ３０Ｂが待機収納部冷却モードにあるようにしても
良い。
【００１８】原子炉容器冷却モードでは、ＰＣＣＳ−Ｃ
ＮＤ ３０Ｂが隔離弁５４、５６を介してＲＰＶに界面
接続される。抑圧プール１８からの高温信号を受取る
と、又はオペレータの動作を通じて、隔離弁５４、５６
が開かれ、ＲＰＶ内の蒸気がＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ｂ
へ流れる事が出来るようにし、そこで蒸気が復水し、崩
壊熱が復水プール３８に移される。圧力制御弁５８、又
はその代りとして、適当に設計された流量オリフィス弁
が、ＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ｂへの蒸気の流れを制御す
る為に、隔離弁５４の上流側の配管内に設けられてい
る。圧力制御弁５８と並列に設けられた側路弁６０は、
低い蒸気流量の時に開く事が出来、低い圧力におけるＰ
ＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ｂの継続的な崩壊熱除去能力を維
持する。
ＮＤ ３０Ｂが隔離弁５４、５６を介してＲＰＶに界面
接続される。抑圧プール１８からの高温信号を受取る
と、又はオペレータの動作を通じて、隔離弁５４、５６
が開かれ、ＲＰＶ内の蒸気がＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ｂ
へ流れる事が出来るようにし、そこで蒸気が復水し、崩
壊熱が復水プール３８に移される。圧力制御弁５８、又
はその代りとして、適当に設計された流量オリフィス弁
が、ＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ｂへの蒸気の流れを制御す
る為に、隔離弁５４の上流側の配管内に設けられてい
る。圧力制御弁５８と並列に設けられた側路弁６０は、
低い蒸気流量の時に開く事が出来、低い圧力におけるＰ
ＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ｂの継続的な崩壊熱除去能力を維
持する。
【００１９】ＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ｂからの蒸気の復
水は、抑圧プール１８へ吐出する事が出来、又は収納部
１６内に設けられた配管又は流路６４を介して集水タン
ク６２（図３参照）に吐出する事が出来る。集水タンク
６２は、核燃料炉心１４より上方の高さの所にある水の
重力駆動の冷却プールである。ＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０
Ｂから集められたタンク６２内の復水は、配管６６を介
して、想定重大事故の際に下側ドライウェルを溢れさせ
る為の在庫水源として利用する事が出来、或いはタンク
６２からＲＰＶ １２迄伸びる配管（図に示していな
い）を介して、長期的な炉心の冷却の為、原子炉容器１
２に戻す事が出来る。図３の形式について言うと、ＰＣ
ＣＳ−ＣＮＤ ３０Ｂが第１の出力配管６８及び第２の
出力配管７０を含む。第１の出力配管６８が、出力配管
又は流路４８Ｂを介して抑圧プール１８に結合され、そ
れに対してガスを送る。水が出力配管又は流路７０を介
してプール６２に送られる。
水は、抑圧プール１８へ吐出する事が出来、又は収納部
１６内に設けられた配管又は流路６４を介して集水タン
ク６２（図３参照）に吐出する事が出来る。集水タンク
６２は、核燃料炉心１４より上方の高さの所にある水の
重力駆動の冷却プールである。ＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０
Ｂから集められたタンク６２内の復水は、配管６６を介
して、想定重大事故の際に下側ドライウェルを溢れさせ
る為の在庫水源として利用する事が出来、或いはタンク
６２からＲＰＶ １２迄伸びる配管（図に示していな
い）を介して、長期的な炉心の冷却の為、原子炉容器１
２に戻す事が出来る。図３の形式について言うと、ＰＣ
ＣＳ−ＣＮＤ ３０Ｂが第１の出力配管６８及び第２の
出力配管７０を含む。第１の出力配管６８が、出力配管
又は流路４８Ｂを介して抑圧プール１８に結合され、そ
れに対してガスを送る。水が出力配管又は流路７０を介
してプール６２に送られる。
【００２０】３つのＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ａ、３０
Ｂ、３０Ｃを持つ別の形式が図４に示されている。ＰＣ
ＣＳ−ＣＮＤ ３０Ｃは、実質的にＰＣＣＳ−ＣＮＤ
３０Ｂと同じ形である。図４について具体的に言うと、
各々のＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ａ、３０Ｂ、３０Ｃが、
復水プール３８の夫々の小区画内で、ＲＰＶ １４の片
側に配置されている。プールの全ての小区画は連通し
て、任意所定の小ループの動作状態に関係なく、包括的
な水の在庫を十分に利用出来るようにしている。復水プ
ールの各々の小区画の底に弁が設けられ、これを閉じれ
ば、復水器の点検が出来るように、夫々の小区画から水
を空ける事が出来る。
Ｂ、３０Ｃを持つ別の形式が図４に示されている。ＰＣ
ＣＳ−ＣＮＤ ３０Ｃは、実質的にＰＣＣＳ−ＣＮＤ
３０Ｂと同じ形である。図４について具体的に言うと、
各々のＰＣＣＳ−ＣＮＤ ３０Ａ、３０Ｂ、３０Ｃが、
復水プール３８の夫々の小区画内で、ＲＰＶ １４の片
側に配置されている。プールの全ての小区画は連通し
て、任意所定の小ループの動作状態に関係なく、包括的
な水の在庫を十分に利用出来るようにしている。復水プ
ールの各々の小区画の底に弁が設けられ、これを閉じれ
ば、復水器の点検が出来るように、夫々の小区画から水
を空ける事が出来る。
【００２１】ここで説明した兼用ＰＣＣＳ−ＣＮＤは、
収納部の冷却及び原子炉容器の冷却の両方の作用をす
る。従って、崩壊熱除去のＢＷＲの安全性の条件を満た
すのに必要な部品の数が減少し、こうして必要とする安
全用部品の数が減り、最終的にプラントの規模及びコス
トが小さくなる。更に、このＰＣＣＳ−ＣＮＤは、原子
炉炉心隔離冷却装置ＲＣＩＣ、高圧炉心溢れ装置ＨＰＣ
Ｆ又は交流から独立した水添加装置ＡＣＩＷＡのような
能動形の原子炉在庫供給装置と関連して、ＲＰＶの支援
用の減圧を行い、ステーションのブラックアウト及び原
子炉の隔離のような事象に対して、支援用の熱除去及び
在庫管理を行う為に使う事が出来る。これは低圧乃至中
圧装置であって、従来の隔離復水器（高圧）及び受動形
収納部冷却（低圧装置）に比べて動作が独特である。
収納部の冷却及び原子炉容器の冷却の両方の作用をす
る。従って、崩壊熱除去のＢＷＲの安全性の条件を満た
すのに必要な部品の数が減少し、こうして必要とする安
全用部品の数が減り、最終的にプラントの規模及びコス
トが小さくなる。更に、このＰＣＣＳ−ＣＮＤは、原子
炉炉心隔離冷却装置ＲＣＩＣ、高圧炉心溢れ装置ＨＰＣ
Ｆ又は交流から独立した水添加装置ＡＣＩＷＡのような
能動形の原子炉在庫供給装置と関連して、ＲＰＶの支援
用の減圧を行い、ステーションのブラックアウト及び原
子炉の隔離のような事象に対して、支援用の熱除去及び
在庫管理を行う為に使う事が出来る。これは低圧乃至中
圧装置であって、従来の隔離復水器（高圧）及び受動形
収納部冷却（低圧装置）に比べて動作が独特である。
【００２２】更に、このＰＣＣＳ−ＣＮＤからの蒸気の
復水は、抑圧プール又はＰＣＶ内に設けた集水タンクの
何れかに吐出することが出来る。集められた復水は、想
定重大事故の際に下側ドライウェルを溢れさせる為の在
庫水源として利用する事が出来るし、或いは長期的な炉
心の冷却の為に原子炉容器へ戻す事が出来る。更に、こ
のＰＣＣＳ−ＣＮＤは完全に受動形のＢＷＲで、又は能
動形／受動形組合せＢＷＲの設計で能動形ＲＨＲ装置と
関連して、崩壊熱を除去する為の別個の装置として利用
する事が出来る。
復水は、抑圧プール又はＰＣＶ内に設けた集水タンクの
何れかに吐出することが出来る。集められた復水は、想
定重大事故の際に下側ドライウェルを溢れさせる為の在
庫水源として利用する事が出来るし、或いは長期的な炉
心の冷却の為に原子炉容器へ戻す事が出来る。更に、こ
のＰＣＣＳ−ＣＮＤは完全に受動形のＢＷＲで、又は能
動形／受動形組合せＢＷＲの設計で能動形ＲＨＲ装置と
関連して、崩壊熱を除去する為の別個の装置として利用
する事が出来る。
【００２３】この発明についてこれ迄説明したところか
ら、この発明の目的が達成された事は明らかである。こ
の発明を詳しく説明し、図面に示したが、これは例であ
って例示に過ぎず、この発明を制約するものと解しては
ならない事を明確に承知されたい。従って、この発明の
範囲は特許請求の範囲のみによって限定されるべきであ
る。
ら、この発明の目的が達成された事は明らかである。こ
の発明を詳しく説明し、図面に示したが、これは例であ
って例示に過ぎず、この発明を制約するものと解しては
ならない事を明確に承知されたい。従って、この発明の
範囲は特許請求の範囲のみによって限定されるべきであ
る。
【図１】この発明の一実施例によるＰＣＣＳ及びＲＨＲ
−ＣＮＤ兼用装置を持つ原子炉装置の略図。
−ＣＮＤ兼用装置を持つ原子炉装置の略図。
【図２】この発明の一実施例によるＰＣＣＳ−ＣＮＤ兼
用装置及び弁制御装置の略図。
用装置及び弁制御装置の略図。
【図３】この発明によるＰＣＣＳ−ＣＮＤ兼用装置の別
の１つの構成を示す略図。
の１つの構成を示す略図。
【図４】この発明によるＰＣＣＳ−ＣＮＤ兼用装置の更
に別の形式を示す略図。
に別の形式を示す略図。
【符号の説明】 １２ 原子炉圧力容器 １４ 炉心 １６ １次収納容器 １８ 抑圧プール ２８ 蒸気配管 ３０Ａ、３０Ｂ １次収納部冷却装置兼残留熱除去復水
器装置 ３８ 復水プール ４６Ａ、４６Ｂ 流路 ４８Ａ、４８Ｂ 配管
器装置 ３８ 復水プール ４６Ａ、４６Ｂ 流路 ４８Ａ、４８Ｂ 配管
Claims (7)
- 【請求項１】 １次収納容器、該１次収納容器によって
取囲まれた原子炉圧力容器、該原子炉圧力容器の内側に
配置された核燃料炉心、１次収納容器の内側、そして原
子炉圧力容器の外側に配置された水プール、及び前記１
次収納容器の外側でその上方に配置された復水プールを
持つ沸騰水形原子炉に対する冷却装置において、前記復
水プール内に沈められていて、夫々入力及び出力を持つ
複数個の１次収納部冷却装置兼残留熱除去復水器と、前
記原子炉圧力容器から前記１次収納部冷却装置兼残留熱
除去復水器の入力迄伸びる複数個の第１の流路と、前記
１次収納容器から前記１次収納部冷却装置兼残留熱除去
復水器の入力迄伸びる複数個の第２の流路と、前記１次
収納部冷却装置兼残留熱除去復水器の出力からの復水し
た蒸気を前記１次収納容器の内側にあるプール迄運ぶ複
数個の第３の流路とを有し、該第３の流路は出力が前記
１次収納容器の内側にあるプール内に沈められている冷
却装置。 - 【請求項２】 前記第１の流路が、原子炉圧力容器から
の少なくとも１本の主蒸気配管の一部分で構成されてい
る請求項１記載の冷却装置。 - 【請求項３】 前記第１の流路の各々に少なくとも１つ
の隔離弁を有し、該隔離弁は開及び閉状態を持ち、該隔
離弁が前記開状態にある時、蒸気が前記第１の流路を介
して各々の１次収納部冷却装置兼残留熱除去復水器へ流
れる事が出来、各々の前記弁が閉状態にある時、蒸気が
前記第１の流路を介して前記１次収納部冷却装置兼残留
熱除去復水器へ流れる事が出来ないようになっている請
求項１記載の冷却装置。 - 【請求項４】 前記１次収納容器から前記１次収納部冷
却装置兼残留熱除去復水器の入力迄の各々の第２の流路
内に設けられた少なくとも１つの隔離弁を有する請求項
１記載の冷却装置。 - 【請求項５】 蒸気タービンから少なくとも１つの１次
収納部冷却装置兼残留熱除去復水器の入力迄伸びる第４
の流路を有する請求項１記載の冷却装置。 - 【請求項６】 前記複数個の１次収納部冷却装置兼残留
熱除去復水器が、原子炉圧力容器の片側に略直線配置で
配置されている請求項１記載の冷却装置。 - 【請求項７】 少なくとも２つの１次収納部冷却装置兼
残留熱除去復水器が原子炉圧力容器の片側に配置され、
１つの１次収納部冷却装置兼残留熱除去復水器が原子炉
圧力容器の反対側に配置されている請求項１記載の冷却
装置。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US08/556,171 US6249561B1 (en) | 1995-11-09 | 1995-11-09 | Combination containment cooling and residual heat removal condenser system for nuclear reactors |
| US08/556171 | 1995-11-09 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH09184897A true JPH09184897A (ja) | 1997-07-15 |
Family
ID=24220199
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP8294791A Withdrawn JPH09184897A (ja) | 1995-11-09 | 1996-11-07 | 原子炉用冷却装置 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US6249561B1 (ja) |
| JP (1) | JPH09184897A (ja) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2009210283A (ja) * | 2008-02-29 | 2009-09-17 | Toshiba Corp | 静的冷却減圧系および加圧水型原子力プラント |
| JP2013024672A (ja) * | 2011-07-20 | 2013-02-04 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子力発電プラント |
| EP2680272A2 (en) | 2012-06-29 | 2014-01-01 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Nuclear power plant and passive containment cooling system |
| CN110504039A (zh) * | 2019-09-03 | 2019-11-26 | 中国舰船研究设计中心 | 一种抑制海洋环境影响的非能动余热排出热阱装置 |
| JP2020525789A (ja) * | 2017-06-28 | 2020-08-27 | ジーイー−ヒタチ・ニュークリア・エナジー・アメリカズ・エルエルシーＧｅ−Ｈｉｔａｃｈｉ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｅｎｅｒｇｙ Ａｍｅｒｉｃａｓ， Ｌｌｃ | 非常に単純化された沸騰水反応器のための非常用復水器 |
Families Citing this family (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE19809000C1 (de) * | 1998-03-03 | 1999-07-22 | Siemens Ag | Sicherheitsbehälter und Verfahren zum Betrieb eines Kondensators in einer Kernkraftanlage |
| US6618461B2 (en) * | 2001-02-12 | 2003-09-09 | General Electric Company | Systems and methods to enhance passive containment cooling system |
| JP4127630B2 (ja) * | 2002-07-29 | 2008-07-30 | 株式会社東芝 | 原子炉格納容器 |
| JP4381153B2 (ja) * | 2004-01-14 | 2009-12-09 | 株式会社東芝 | 非常用炉心冷却系および原子力プラント |
| US9984777B2 (en) * | 2007-11-15 | 2018-05-29 | Nuscale Power, Llc | Passive emergency feedwater system |
| US8867689B2 (en) * | 2011-02-15 | 2014-10-21 | Nuscale Power, Llc | Heat removal system and method for use with a nuclear reactor |
| US10529457B2 (en) | 2012-04-17 | 2020-01-07 | Bwxt Mpower, Inc. | Defense in depth safety paradigm for nuclear reactor |
| US9728281B2 (en) | 2012-04-17 | 2017-08-08 | Bwxt Mpower, Inc. | Auxiliary condenser system for decay heat removal in a nuclear reactor |
| US9620252B2 (en) * | 2012-04-17 | 2017-04-11 | Bwxt Mpower, Inc. | Island mode for nuclear power plant |
| US20140072089A1 (en) * | 2012-09-12 | 2014-03-13 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Method and system for an alternative bwr containment heat removal system |
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|---|---|---|---|---|
| JPS5769289A (en) * | 1980-10-17 | 1982-04-27 | Hitachi Ltd | Nuclear reactor |
| US5082619A (en) * | 1989-11-06 | 1992-01-21 | General Electric Company | Passive heat removal from nuclear reactor containment |
| JP2856865B2 (ja) * | 1990-08-16 | 1999-02-10 | 株式会社東芝 | 原子力プラントの炉心冷却設備 |
| US5102617A (en) * | 1990-09-11 | 1992-04-07 | General Electric Company | Passive cooling means for water cooled nuclear reactor plants |
| US5169595A (en) * | 1991-09-03 | 1992-12-08 | General Electric Company | Reactor core isolation cooling system |
| US5158742A (en) * | 1991-12-11 | 1992-10-27 | General Electric Company | Reactor steam isolation cooling system |
| JPH05307094A (ja) * | 1992-04-30 | 1993-11-19 | Hitachi Ltd | 沸騰水型原子炉の原子炉冷却系 |
| US5345481A (en) * | 1992-10-19 | 1994-09-06 | General Elecric Company | Nuclear reactor plant with containment depressurization |
| US5282230A (en) * | 1992-11-25 | 1994-01-25 | General Electric Company | Passive containment cooling system |
| US5295168A (en) * | 1993-04-15 | 1994-03-15 | General Electric Company | Pressure suppression containment system |
| US5377243A (en) * | 1993-10-18 | 1994-12-27 | General Electric Company | Passive containment cooling system with drywell pressure regulation for boiling water reactor |
| US5377242A (en) * | 1993-11-15 | 1994-12-27 | B&W Nuclear Service Company | Method and system for emergency core cooling |
-
1995
- 1995-11-09 US US08/556,171 patent/US6249561B1/en not_active Expired - Fee Related
-
1996
- 1996-11-07 JP JP8294791A patent/JPH09184897A/ja not_active Withdrawn
Cited By (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2009210283A (ja) * | 2008-02-29 | 2009-09-17 | Toshiba Corp | 静的冷却減圧系および加圧水型原子力プラント |
| JP4592773B2 (ja) * | 2008-02-29 | 2010-12-08 | 株式会社東芝 | 静的冷却減圧系および加圧水型原子力プラント |
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| EP2680272A2 (en) | 2012-06-29 | 2014-01-01 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Nuclear power plant and passive containment cooling system |
| US9697914B2 (en) | 2012-06-29 | 2017-07-04 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Nuclear power plant and passive containment cooling system |
| JP2020525789A (ja) * | 2017-06-28 | 2020-08-27 | ジーイー−ヒタチ・ニュークリア・エナジー・アメリカズ・エルエルシーＧｅ−Ｈｉｔａｃｈｉ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｅｎｅｒｇｙ Ａｍｅｒｉｃａｓ， Ｌｌｃ | 非常に単純化された沸騰水反応器のための非常用復水器 |
| CN110504039A (zh) * | 2019-09-03 | 2019-11-26 | 中国舰船研究设计中心 | 一种抑制海洋环境影响的非能动余热排出热阱装置 |
| CN110504039B (zh) * | 2019-09-03 | 2022-10-25 | 中国舰船研究设计中心 | 一种抑制海洋环境影响的非能动余热排出热阱装置 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US6249561B1 (en) | 2001-06-19 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A300 | Application deemed to be withdrawn because no request for examination was validly filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A300 Effective date: 20040203 |