JPH09243779A - 原子炉 - Google Patents
原子炉Info
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- JPH09243779A JPH09243779A JP8052131A JP5213196A JPH09243779A JP H09243779 A JPH09243779 A JP H09243779A JP 8052131 A JP8052131 A JP 8052131A JP 5213196 A JP5213196 A JP 5213196A JP H09243779 A JPH09243779 A JP H09243779A
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- JP
- Japan
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- water
- steam
- reactor
- vessel
- pressure
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- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】 中小破断事故等に対して適切に対応すること
ができ、高い安全性と良好な経済性を備えた原子炉を提
供する。 【解決手段】 原子炉容器内で生成された蒸気を蒸気供
給手段によってスチームインジェクタに供給する。一
方、貯水手段に貯えられた水を給水手段によってスチー
ムインジェクタに供給する。そして、スチームインジェ
クタにおいて加圧された水を吐出手段によって原子炉圧
力容器内に注入する。また、スチームインジェクタを起
動する際に生じる起動用ドレン水は排水手段によってド
レン水受け手段に排出する。
ができ、高い安全性と良好な経済性を備えた原子炉を提
供する。 【解決手段】 原子炉容器内で生成された蒸気を蒸気供
給手段によってスチームインジェクタに供給する。一
方、貯水手段に貯えられた水を給水手段によってスチー
ムインジェクタに供給する。そして、スチームインジェ
クタにおいて加圧された水を吐出手段によって原子炉圧
力容器内に注入する。また、スチームインジェクタを起
動する際に生じる起動用ドレン水は排水手段によってド
レン水受け手段に排出する。
Description
【0001】
【発明の属する技術分野】本発明は原子炉に係わり、特
に、原子炉容器で生成された蒸気を利用して原子炉容器
内に注水を行うようにしたことを特徴とする原子炉に関
する。
に、原子炉容器で生成された蒸気を利用して原子炉容器
内に注水を行うようにしたことを特徴とする原子炉に関
する。
【0002】
【従来の技術】近年、高い安全性と良好な経済性を備え
た次世代炉の研究開発が精力的に進められており、図2
7はこのような次世代炉の1つである単純化沸騰水型原
子炉(以下、「SBWR」という。)の概略を示してい
る。
た次世代炉の研究開発が精力的に進められており、図2
7はこのような次世代炉の1つである単純化沸騰水型原
子炉(以下、「SBWR」という。)の概略を示してい
る。
【0003】図27において符号100はSBWRの全
体を示し、このSBWR100は原子炉格納容器101
を備えている。この原子炉格納容器101の内部には原
子炉圧力容器(RPV)102が設けられており、この
原子炉圧力容器102の内部には核***反応によって熱
を発生する炉心103が設けられている。なお、図27
中の符号TAFは燃料発熱部の頂部を示している。原子
炉圧力容器102の上部には、炉心103で発生した熱
によって生成された水蒸気を蒸気タービン(図示せず)
に送るための主蒸気管104a、104bが接続されて
いる。この主蒸気管104aの途中には自動減圧系(A
DS)105の一部を構成する主蒸気逃し安全弁(SR
V)106が設けられており、この主蒸気逃し安全弁1
06には排気管107が接続されている。この排気管1
07の出口端部にはクエンチャー108が設けられてお
り、このクエンチャー108はサプレッションプール1
09の中に水没している。
体を示し、このSBWR100は原子炉格納容器101
を備えている。この原子炉格納容器101の内部には原
子炉圧力容器(RPV)102が設けられており、この
原子炉圧力容器102の内部には核***反応によって熱
を発生する炉心103が設けられている。なお、図27
中の符号TAFは燃料発熱部の頂部を示している。原子
炉圧力容器102の上部には、炉心103で発生した熱
によって生成された水蒸気を蒸気タービン(図示せず)
に送るための主蒸気管104a、104bが接続されて
いる。この主蒸気管104aの途中には自動減圧系(A
DS)105の一部を構成する主蒸気逃し安全弁(SR
V)106が設けられており、この主蒸気逃し安全弁1
06には排気管107が接続されている。この排気管1
07の出口端部にはクエンチャー108が設けられてお
り、このクエンチャー108はサプレッションプール1
09の中に水没している。
【0004】原子炉格納容器101の外側上部にはプー
ル110が設けられており、このプール110の中には
隔離時復水器111が設けられている。この隔離時復水
器111には、主蒸気管104aから分岐した入口配管
112、及び原子炉圧力容器102の中程に接続された
出口配管113が接続されており、この出口配管113
の途中には弁114が設けられている。
ル110が設けられており、このプール110の中には
隔離時復水器111が設けられている。この隔離時復水
器111には、主蒸気管104aから分岐した入口配管
112、及び原子炉圧力容器102の中程に接続された
出口配管113が接続されており、この出口配管113
の途中には弁114が設けられている。
【0005】主蒸気管104bの途中には、冷却材喪失
事故(LOCA)の際に開放する火薬駆動型減圧弁(D
PV)115が設けられている。
事故(LOCA)の際に開放する火薬駆動型減圧弁(D
PV)115が設けられている。
【0006】原子炉格納容器101の内部には、重力落
下式炉心注水系(GDCS)116が設けられており、
この重力落下式炉心注水系116はその水源であるGD
CSプール117を備えている。このGDCSプール1
17には口径3インチのGDCS配管118の一端が接
続されており、このGDCS配管118の他端は原子炉
圧力容器102に接続されている。また、GDCS配管
118の途中には、逆止弁119、及び重力落下式炉心
注水系(GDCS)116を作動させる際に開放するG
DCS小型火薬駆動弁120が設けられている。
下式炉心注水系(GDCS)116が設けられており、
この重力落下式炉心注水系116はその水源であるGD
CSプール117を備えている。このGDCSプール1
17には口径3インチのGDCS配管118の一端が接
続されており、このGDCS配管118の他端は原子炉
圧力容器102に接続されている。また、GDCS配管
118の途中には、逆止弁119、及び重力落下式炉心
注水系(GDCS)116を作動させる際に開放するG
DCS小型火薬駆動弁120が設けられている。
【0007】原子炉格納容器101の外側上部には静的
格納容器冷却系121が設けられており、この静的格納
容器冷却系121は静的格納容器冷却系プール122を
備えており、この静的格納容器冷却系プール122の中
には4基の静的格納容器冷却器123が設けられてい
る。この静的格納容器冷却器123は複数の伝熱管12
4を備えており、この伝熱管124の入口側は入口配管
125を介して原子炉格納容器101の気相部を形成す
るドライウェルDWに連通し、伝熱管124の出口側は
出口配管126を介してGDCSプール117に連通し
ている。
格納容器冷却系121が設けられており、この静的格納
容器冷却系121は静的格納容器冷却系プール122を
備えており、この静的格納容器冷却系プール122の中
には4基の静的格納容器冷却器123が設けられてい
る。この静的格納容器冷却器123は複数の伝熱管12
4を備えており、この伝熱管124の入口側は入口配管
125を介して原子炉格納容器101の気相部を形成す
るドライウェルDWに連通し、伝熱管124の出口側は
出口配管126を介してGDCSプール117に連通し
ている。
【0008】原子炉圧力容器102の下方には制御棒駆
動機構127が設けられており、この制御棒駆動機構1
27は常用系としての制御棒駆動ポンプ128によって
駆動される。この制御棒駆動ポンプ128は、ディーゼ
ル発電機129から給電できるようになっており、原子
炉圧力容器102に接続された小口径配管が破断した場
合(小破断事故の場合)に高圧水を原子炉圧力容器10
2に注入することができる。
動機構127が設けられており、この制御棒駆動機構1
27は常用系としての制御棒駆動ポンプ128によって
駆動される。この制御棒駆動ポンプ128は、ディーゼ
ル発電機129から給電できるようになっており、原子
炉圧力容器102に接続された小口径配管が破断した場
合(小破断事故の場合)に高圧水を原子炉圧力容器10
2に注入することができる。
【0009】また、原子炉圧力容器(RPV)102の
底部には、口径2インチのRPVドレン配管130が接
続されており、このRPVドレン配管130の途中には
弁131が設けられている。
底部には、口径2インチのRPVドレン配管130が接
続されており、このRPVドレン配管130の途中には
弁131が設けられている。
【0010】上述した従来のSBWRにおいて配管破断
事故が発生した場合には、図28(a)に示したよう
に、(1)配管破断後の炉内水位の低下に応じて自動減
圧系(ADS)105を作動させると共に、(2)LO
CA信号によって火薬駆動型減圧弁(DVP)115を
作動させて開放し、原子炉圧力容器102の内部圧力を
約10分間で大気圧付近まで減圧する。そして、原子炉
圧力容器102の内部が減圧されたら、図28bに示し
たように、(3)GDCS配管118に設けられたGD
CS小型火薬駆動弁120を作動させて開放し、GDC
Sプール117から原子炉圧力容器102の内部に重力
によって水を注入する。
事故が発生した場合には、図28(a)に示したよう
に、(1)配管破断後の炉内水位の低下に応じて自動減
圧系(ADS)105を作動させると共に、(2)LO
CA信号によって火薬駆動型減圧弁(DVP)115を
作動させて開放し、原子炉圧力容器102の内部圧力を
約10分間で大気圧付近まで減圧する。そして、原子炉
圧力容器102の内部が減圧されたら、図28bに示し
たように、(3)GDCS配管118に設けられたGD
CS小型火薬駆動弁120を作動させて開放し、GDC
Sプール117から原子炉圧力容器102の内部に重力
によって水を注入する。
【0011】重力落下式炉心注水系(GDCS)116
の作動後は、原子炉格納容器101のドライウェルDW
内に放出された蒸気は、静的格納容器冷却系121の入
口配管125を経由して伝熱管124に流入し、この伝
熱管124を介して静的格納容器冷却系プール122の
水と熱交換を行って凝縮される。凝縮水は、出口配管1
26を経由してGDCSプール117に送られ、このG
DCSプール117からGDCS配管118を経由して
原子炉圧力容器102の内部に環流され、炉心103を
冷却する。
の作動後は、原子炉格納容器101のドライウェルDW
内に放出された蒸気は、静的格納容器冷却系121の入
口配管125を経由して伝熱管124に流入し、この伝
熱管124を介して静的格納容器冷却系プール122の
水と熱交換を行って凝縮される。凝縮水は、出口配管1
26を経由してGDCSプール117に送られ、このG
DCSプール117からGDCS配管118を経由して
原子炉圧力容器102の内部に環流され、炉心103を
冷却する。
【0012】図29は、破断事故発生後の原子炉圧力容
器102の内部の圧力(炉内圧力)及び水位(炉内水
位)の経時変化を示したグラフである。このグラフから
分かるように、LOCAが発生してから約10分経過後
に炉内圧力がほぼ大気圧まで低下して重力落下式炉心注
水系(GDCS)116が作動し、GDCSプール11
7からの注水によって炉内水位が徐々に上昇する。そし
て、LOCAが発生してから約30経過後には、炉内水
位は燃料発熱部頂部TAFよりも十分に高い位置まで回
復する。炉内水位が十分に回復した後の炉心103の長
期的な冷却は、静的格納容器冷却系プール122内の水
の昇温と蒸発によって行われ、3日間程度は運転による
操作を何等行うことなく原子炉が安全な状態に維持され
る。
器102の内部の圧力(炉内圧力)及び水位(炉内水
位)の経時変化を示したグラフである。このグラフから
分かるように、LOCAが発生してから約10分経過後
に炉内圧力がほぼ大気圧まで低下して重力落下式炉心注
水系(GDCS)116が作動し、GDCSプール11
7からの注水によって炉内水位が徐々に上昇する。そし
て、LOCAが発生してから約30経過後には、炉内水
位は燃料発熱部頂部TAFよりも十分に高い位置まで回
復する。炉内水位が十分に回復した後の炉心103の長
期的な冷却は、静的格納容器冷却系プール122内の水
の昇温と蒸発によって行われ、3日間程度は運転による
操作を何等行うことなく原子炉が安全な状態に維持され
る。
【0013】
【発明が解決しようとする課題】ところが、上述した従
来の原子炉は、破断面積がさほど大きくない中小破断事
故、例えば口径2インチのRPVドレン配管130や口
径3インチのGDCS配管118の破断事故の場合にも
火薬駆動型減圧弁(DPV)115を作動させるように
している。このため、中小破断事故の場合も、大破断事
故の場合と同様に原子炉格納容器101のドライウェル
DWの内部に放射能を含んだ高温高圧の蒸気が放出され
る。ドライウェルDW内に放射能を含んだ蒸気が放出さ
れると、原子炉格納容器101内にある各種の機器が放
射能で汚染されるなど、原子炉の財産保護上の問題があ
り、汚染された機器の洗浄や部品の交換に多大の費用が
必要となる。
来の原子炉は、破断面積がさほど大きくない中小破断事
故、例えば口径2インチのRPVドレン配管130や口
径3インチのGDCS配管118の破断事故の場合にも
火薬駆動型減圧弁(DPV)115を作動させるように
している。このため、中小破断事故の場合も、大破断事
故の場合と同様に原子炉格納容器101のドライウェル
DWの内部に放射能を含んだ高温高圧の蒸気が放出され
る。ドライウェルDW内に放射能を含んだ蒸気が放出さ
れると、原子炉格納容器101内にある各種の機器が放
射能で汚染されるなど、原子炉の財産保護上の問題があ
り、汚染された機器の洗浄や部品の交換に多大の費用が
必要となる。
【0014】また、重力落下式炉心注水系(GDCS)
116は炉内圧力が大気圧付近まで低下しないと注水を
開始できない。そこで、炉内圧力を迅速に低下させるた
めに、図30に示したように、主蒸気管104bが原子
炉格納容器101内で延長され、この延長された主蒸気
管104bに大型の火薬駆動型減圧弁(DPV)115
が8台も設置されている。このため、物量が増加し、原
子炉格納容器101内の配置やメインテナンスにおいて
多くの制約を課している。
116は炉内圧力が大気圧付近まで低下しないと注水を
開始できない。そこで、炉内圧力を迅速に低下させるた
めに、図30に示したように、主蒸気管104bが原子
炉格納容器101内で延長され、この延長された主蒸気
管104bに大型の火薬駆動型減圧弁(DPV)115
が8台も設置されている。このため、物量が増加し、原
子炉格納容器101内の配置やメインテナンスにおいて
多くの制約を課している。
【0015】さらに、8台の火薬駆動型減圧弁115の
うちの1台でも誤作動を起こして開放すれば、それは即
ち大破断事故(大LOCA)であり、放射能を含んだ多
量の噴出蒸気SがドライウェルDW内に放出される。し
たがって、火薬駆動型減圧弁115の誤作動を確実に防
止するために、その起動信号回路や火薬は高度の信頼性
が要求され、この信頼性は原子炉の全寿命期間にわたっ
て維持されなければならない。このため、火薬駆動型減
圧弁115の起動信号回路の基盤や、それを監視するコ
ンピュータの回路部品や結線のメインテナンスに多くの
労力を必要とする。
うちの1台でも誤作動を起こして開放すれば、それは即
ち大破断事故(大LOCA)であり、放射能を含んだ多
量の噴出蒸気SがドライウェルDW内に放出される。し
たがって、火薬駆動型減圧弁115の誤作動を確実に防
止するために、その起動信号回路や火薬は高度の信頼性
が要求され、この信頼性は原子炉の全寿命期間にわたっ
て維持されなければならない。このため、火薬駆動型減
圧弁115の起動信号回路の基盤や、それを監視するコ
ンピュータの回路部品や結線のメインテナンスに多くの
労力を必要とする。
【0016】また、静的格納容器冷却器123は1基あ
たり400本の伝熱管124を備えており、4基合計で
伝熱管124の本数は1,600本に達する。そして、
事故が終結した後に、1,600本すべての伝熱管12
4に対して溶接部の検査や除染を行って静的格納容器冷
却系プール122内の水を清浄に維持する必要がある。
たり400本の伝熱管124を備えており、4基合計で
伝熱管124の本数は1,600本に達する。そして、
事故が終結した後に、1,600本すべての伝熱管12
4に対して溶接部の検査や除染を行って静的格納容器冷
却系プール122内の水を清浄に維持する必要がある。
【0017】このように従来の原子炉は、中小破断事故
(中小LOCA)に対しても、大破断事故(大LOC
A)と同様の手段及び方法によって対処するように構成
されているため、上述した種々の問題を生じている。
(中小LOCA)に対しても、大破断事故(大LOC
A)と同様の手段及び方法によって対処するように構成
されているため、上述した種々の問題を生じている。
【0018】そこで、本発明は、上述した種々の問題を
解消し、中小破断事故等に対して適切に対応することが
でき、高い安全性と良好な経済性を備えた原子炉を提供
することを目的とする。
解消し、中小破断事故等に対して適切に対応することが
でき、高い安全性と良好な経済性を備えた原子炉を提供
することを目的とする。
【0019】
【課題を解決するための手段】請求項1記載の発明によ
る原子炉は、原子炉容器と、この原子炉容器内で生成さ
れた蒸気によって駆動されるスチームインジェクタと、
このスチームインジェクタに前記原子炉容器内で生成さ
れた蒸気を供給する蒸気供給手段と、前記スチームイン
ジェクタに送られる水を貯えた貯水手段と、この貯水手
段に貯えられた水を前記スチームインジェクタに供給す
る給水手段と、この給水手段によって前記スチームイン
ジェクタに送られて加圧された水を前記原子炉容器内に
注入する吐出手段と、前記スチームインジェクタを起動
する際に生じる起動用ドレン水を排出する排水手段と、
この排水手段によって排出された起動用ドレン水を受け
入れるドレン水受け手段とを備えたことを特徴とする。
る原子炉は、原子炉容器と、この原子炉容器内で生成さ
れた蒸気によって駆動されるスチームインジェクタと、
このスチームインジェクタに前記原子炉容器内で生成さ
れた蒸気を供給する蒸気供給手段と、前記スチームイン
ジェクタに送られる水を貯えた貯水手段と、この貯水手
段に貯えられた水を前記スチームインジェクタに供給す
る給水手段と、この給水手段によって前記スチームイン
ジェクタに送られて加圧された水を前記原子炉容器内に
注入する吐出手段と、前記スチームインジェクタを起動
する際に生じる起動用ドレン水を排出する排水手段と、
この排水手段によって排出された起動用ドレン水を受け
入れるドレン水受け手段とを備えたことを特徴とする。
【0020】請求項2記載の発明による原子炉は、重力
落下式炉心注水系の水源を備え、前記貯水手段は前記水
源であることを特徴とする。
落下式炉心注水系の水源を備え、前記貯水手段は前記水
源であることを特徴とする。
【0021】請求項3記載の発明による原子炉は、原子
炉格納容器を備え、前記貯水手段は前記原子炉格納容器
の外部に設置されていることを特徴とする。
炉格納容器を備え、前記貯水手段は前記原子炉格納容器
の外部に設置されていることを特徴とする。
【0022】請求項4記載の発明による原子炉は、サプ
レッションプールを備え、前記ドレン水受け手段は前記
サプレッションプールであることを特徴とする。
レッションプールを備え、前記ドレン水受け手段は前記
サプレッションプールであることを特徴とする。
【0023】請求項5記載の発明による原子炉は、原子
炉格納容器を備え、前記ドレン水受け手段は前記原子炉
格納容器の内部に設けられた気密構造の容器を有するこ
とを特徴とする。
炉格納容器を備え、前記ドレン水受け手段は前記原子炉
格納容器の内部に設けられた気密構造の容器を有するこ
とを特徴とする。
【0024】請求項6記載の発明による原子炉は、原子
炉格納容器を備え、前記ドレン水受け手段は前記原子炉
格納容器の外部に設けられた気密構造の容器を有するこ
とを特徴とする。
炉格納容器を備え、前記ドレン水受け手段は前記原子炉
格納容器の外部に設けられた気密構造の容器を有するこ
とを特徴とする。
【0025】請求項7記載の発明による原子炉は、サプ
レッションプールを備え、前記貯水手段は前記サプレッ
ションプールであることを特徴とする。
レッションプールを備え、前記貯水手段は前記サプレッ
ションプールであることを特徴とする。
【0026】請求項8記載の発明による原子炉は、前記
蒸気供給手段は遠隔操作によって開閉可能な蒸気供給弁
を有することを特徴とする。
蒸気供給手段は遠隔操作によって開閉可能な蒸気供給弁
を有することを特徴とする。
【0027】請求項9記載の発明による原子炉は、前記
給水手段は遠隔操作によって開閉可能な給水弁を有する
ことを特徴とする。
給水手段は遠隔操作によって開閉可能な給水弁を有する
ことを特徴とする。
【0028】請求項10記載の発明による原子炉は、重
力落下式炉心注水系の注水配管を備え、前記吐出手段
は、前記注水配管の途中に一端が接続され、他端が前記
スチームインジェクタに接続された吐出配管を有するこ
とを特徴とする。
力落下式炉心注水系の注水配管を備え、前記吐出手段
は、前記注水配管の途中に一端が接続され、他端が前記
スチームインジェクタに接続された吐出配管を有するこ
とを特徴とする。
【0029】請求項11記載の発明による原子炉は、主
蒸気逃し安全弁と、この主蒸気逃し安全弁に接続された
排気管とを備え、前記蒸気供給手段は、前記排気管の途
中に設けられたオリフィスと、このオリフィスと前記主
蒸気逃し安全弁との間の前記排気管に一端が接続され、
他端が前記スチームインジェクタに接続された蒸気供給
配管とを有することを特徴とする。
蒸気逃し安全弁と、この主蒸気逃し安全弁に接続された
排気管とを備え、前記蒸気供給手段は、前記排気管の途
中に設けられたオリフィスと、このオリフィスと前記主
蒸気逃し安全弁との間の前記排気管に一端が接続され、
他端が前記スチームインジェクタに接続された蒸気供給
配管とを有することを特徴とする。
【0030】請求項12記載の発明による原子炉は、作
動蒸気の圧力範囲が異なる複数の前記スチームインジェ
クタを有することを特徴とする。
動蒸気の圧力範囲が異なる複数の前記スチームインジェ
クタを有することを特徴とする。
【0031】請求項13記載の発明による原子炉は、前
記スチームインジェクタは、前記原子炉容器からの蒸気
によって駆動されるアクチュエータと、このアクチュエ
ータによってその引き抜き長さを調節し得る水ノズルと
を有することを特徴とする。
記スチームインジェクタは、前記原子炉容器からの蒸気
によって駆動されるアクチュエータと、このアクチュエ
ータによってその引き抜き長さを調節し得る水ノズルと
を有することを特徴とする。
【0032】請求項14記載の発明による原子炉は、前
記スチームインジェクタは、所定形状の一対の細長板状
体を対向して形成された水ノズルと、この水ノズルの外
側に設けられた細長の蒸気ノズルと、前記水ノズル及び
前記蒸気ノズルの下流側に設けられた細長の混合ノズル
と、を有することを特徴とする。
記スチームインジェクタは、所定形状の一対の細長板状
体を対向して形成された水ノズルと、この水ノズルの外
側に設けられた細長の蒸気ノズルと、前記水ノズル及び
前記蒸気ノズルの下流側に設けられた細長の混合ノズル
と、を有することを特徴とする。
【0033】請求項15記載の発明による原子炉は、加
圧された窒素の圧力を利用して前記原子炉容器内に注水
する注水手段を有することを特徴とする。
圧された窒素の圧力を利用して前記原子炉容器内に注水
する注水手段を有することを特徴とする。
【0034】
【発明の実施の形態】第1の実施形態 以下、本発明による原子炉の第1実施形態について図1
を参照して説明する。
を参照して説明する。
【0035】図1において符号1は原子炉格納容器1を
示し、この原子炉格納容器1の内部には原子炉圧力容器
(RPV)2が設けられている。この原子炉圧力容器2
の内部には核***反応によって熱を発生する炉心3が設
けられている。なお、図1中の符号TAFは燃料発熱部
の頂部を示している。原子炉圧力容器2の上部には、炉
心3で発生した熱によって生成された水蒸気を蒸気ター
ビン(図示せず)に送るための主蒸気管4が接続されて
いる。この主蒸気管4の途中には自動減圧系(ADS)
5の一部を構成する主蒸気逃し安全弁(SRV)6が設
けられており、この主蒸気逃し安全弁6には排気管7が
接続されている。この排気管7の出口端部にはクエンチ
ャー8が設けられており、このクエンチャー8はサプレ
ッションプール9の中に水没している。
示し、この原子炉格納容器1の内部には原子炉圧力容器
(RPV)2が設けられている。この原子炉圧力容器2
の内部には核***反応によって熱を発生する炉心3が設
けられている。なお、図1中の符号TAFは燃料発熱部
の頂部を示している。原子炉圧力容器2の上部には、炉
心3で発生した熱によって生成された水蒸気を蒸気ター
ビン(図示せず)に送るための主蒸気管4が接続されて
いる。この主蒸気管4の途中には自動減圧系(ADS)
5の一部を構成する主蒸気逃し安全弁(SRV)6が設
けられており、この主蒸気逃し安全弁6には排気管7が
接続されている。この排気管7の出口端部にはクエンチ
ャー8が設けられており、このクエンチャー8はサプレ
ッションプール9の中に水没している。
【0036】原子炉格納容器1の内部には、重力落下式
炉心注水系(GDCS)10が設けられており、この重
力落下式炉心注水系10はその水源であるGDCSプー
ル11を備えている。このGDCSプール11には口径
3インチのGDCS配管12の一端が接続されており、
このGDCS配管12の他端は、GDCS注水ノズル1
3を介して原子炉圧力容器2に接続されている。また、
GDCS配管12の途中にはGDCS逆止弁14が設け
られ、このGDCS逆止弁14よりも原子炉圧力容器2
側のGDCS配管12には、原子炉圧力容器2からの逆
流を防止すると共にGDCS逆止弁14の漏洩を防止す
るために、小型の火薬駆動弁であるGDCS注水開始弁
15が設けられている。
炉心注水系(GDCS)10が設けられており、この重
力落下式炉心注水系10はその水源であるGDCSプー
ル11を備えている。このGDCSプール11には口径
3インチのGDCS配管12の一端が接続されており、
このGDCS配管12の他端は、GDCS注水ノズル1
3を介して原子炉圧力容器2に接続されている。また、
GDCS配管12の途中にはGDCS逆止弁14が設け
られ、このGDCS逆止弁14よりも原子炉圧力容器2
側のGDCS配管12には、原子炉圧力容器2からの逆
流を防止すると共にGDCS逆止弁14の漏洩を防止す
るために、小型の火薬駆動弁であるGDCS注水開始弁
15が設けられている。
【0037】さらに、原子炉格納容器1の内部には、原
子炉圧力容器2の内部の蒸気を利用して注水を行う低圧
炉心注水系(SI−LPCI)16が設けられており、
この低圧炉心注水系16はスチームインジェクタ(S
I)17を備えている。このスチームインジェクタ17
には給水配管18の一端が接続されており、この給水配
管18の他端はGDCSプール11に接続されている。
給水配管18の途中には、給水弁19が設けられてい
る。また、スチームインジェクタ17には、GDCSプ
ール11からの水を原子炉圧力容器2の内部に送るため
の吐出配管20の一端が接続されており、この吐出配管
20の他端は、GDCS注水開始弁15とGDCS逆止
弁14との間のGDCS配管12に対して分岐するよう
にして接続されている。吐出配管20の途中には吐出逆
止弁21が設けられている。さらに、スチームインジェ
クタ17には、蒸気供給配管22の一端が接続されてお
り、この蒸気供給配管22の他端は原子炉圧力容器2に
接続されている。蒸気供給配管22の途中には蒸気供給
弁23が設けられている。また、スチームインジェクタ
17には起動用ドレン配管24の一端が接続されてお
り、この起動用ドレン配管24の他端はサプレッション
プール9の上部の気相部に配置されている。起動用ドレ
ン配管24の途中には起動用ドレン逆止弁25が設けら
れている。
子炉圧力容器2の内部の蒸気を利用して注水を行う低圧
炉心注水系(SI−LPCI)16が設けられており、
この低圧炉心注水系16はスチームインジェクタ(S
I)17を備えている。このスチームインジェクタ17
には給水配管18の一端が接続されており、この給水配
管18の他端はGDCSプール11に接続されている。
給水配管18の途中には、給水弁19が設けられてい
る。また、スチームインジェクタ17には、GDCSプ
ール11からの水を原子炉圧力容器2の内部に送るため
の吐出配管20の一端が接続されており、この吐出配管
20の他端は、GDCS注水開始弁15とGDCS逆止
弁14との間のGDCS配管12に対して分岐するよう
にして接続されている。吐出配管20の途中には吐出逆
止弁21が設けられている。さらに、スチームインジェ
クタ17には、蒸気供給配管22の一端が接続されてお
り、この蒸気供給配管22の他端は原子炉圧力容器2に
接続されている。蒸気供給配管22の途中には蒸気供給
弁23が設けられている。また、スチームインジェクタ
17には起動用ドレン配管24の一端が接続されてお
り、この起動用ドレン配管24の他端はサプレッション
プール9の上部の気相部に配置されている。起動用ドレ
ン配管24の途中には起動用ドレン逆止弁25が設けら
れている。
【0038】また、原子炉圧力容器(RPV)2の底部
には、口径2インチのRPVドレン配管26が接続され
ており、このRPVドレン配管26の途中には弁27が
設けられている。
には、口径2インチのRPVドレン配管26が接続され
ており、このRPVドレン配管26の途中には弁27が
設けられている。
【0039】さらに、主蒸気管4の途中には、破断事故
(LOCA)発生後の長期の崩壊熱除去を行う際にアク
チュエータによって開放される小容量のドライウェル開
放弁(図示せず)が設けられている。
(LOCA)発生後の長期の崩壊熱除去を行う際にアク
チュエータによって開放される小容量のドライウェル開
放弁(図示せず)が設けられている。
【0040】次に、本実施形態の作用について説明す
る。上述した本実施形態による原子炉において、破断面
積がさほど大きくない中小破断事故(中小LOCA)が
発生した仮定する。中小破断事故が発生したら、自動減
圧系(ADS)5又は隔離時復水器(図示せず)を作動
させ、原子炉圧力容器2の内部の圧力を低下させる。例
えば自動減圧系5を作動させると主蒸気逃し安全弁(S
RV)6が開放し、原子炉圧力容器2内の高温高圧の蒸
気は排気管7を経由してサプレッションプール9内のク
エンチャー8に導かれる。クエンチャー8に導かれた蒸
気はサプレッションプール9内で冷却されて凝縮水とな
る。
る。上述した本実施形態による原子炉において、破断面
積がさほど大きくない中小破断事故(中小LOCA)が
発生した仮定する。中小破断事故が発生したら、自動減
圧系(ADS)5又は隔離時復水器(図示せず)を作動
させ、原子炉圧力容器2の内部の圧力を低下させる。例
えば自動減圧系5を作動させると主蒸気逃し安全弁(S
RV)6が開放し、原子炉圧力容器2内の高温高圧の蒸
気は排気管7を経由してサプレッションプール9内のク
エンチャー8に導かれる。クエンチャー8に導かれた蒸
気はサプレッションプール9内で冷却されて凝縮水とな
る。
【0041】自動減圧系5又は隔離時復水器によって原
子炉圧力容器2の内部の圧力が所定値まで低下したら、
低圧炉心注水系(SI−LPCI)16を作動させる。
低圧炉心注水系16を作動させると、まず給水弁19が
開放され、GDCSプール11からの水が給水配管18
を経由してスチームインジェクタ(SI)17に送られ
る。次に、蒸気供給弁23及が開放され、原子炉圧力容
器2内の蒸気が、蒸気供給配管22を経由してスチーム
インジェクタ17に送られる。また、蒸気供給弁23の
開放と共にGDCS注水開始弁15を開放する。なお、
蒸気供給弁23を先に開放し、その後に給水弁19を開
放させることもできる。このようにして低圧炉心注水系
16を作動させると、その作動の直後はスチームインジ
ェクタ17の吐出圧力が低いので、この時点では吐出逆
止弁21は閉じている。したがって、低圧炉心注水系1
6の作動直後においては、給水配管18を経由してスチ
ームインジェクタ17に送られたGDCSプール11か
らの水は、起動用ドレン配管24及び起動用ドレン逆止
弁25を経由してサプレッションプール9に排水され
る。
子炉圧力容器2の内部の圧力が所定値まで低下したら、
低圧炉心注水系(SI−LPCI)16を作動させる。
低圧炉心注水系16を作動させると、まず給水弁19が
開放され、GDCSプール11からの水が給水配管18
を経由してスチームインジェクタ(SI)17に送られ
る。次に、蒸気供給弁23及が開放され、原子炉圧力容
器2内の蒸気が、蒸気供給配管22を経由してスチーム
インジェクタ17に送られる。また、蒸気供給弁23の
開放と共にGDCS注水開始弁15を開放する。なお、
蒸気供給弁23を先に開放し、その後に給水弁19を開
放させることもできる。このようにして低圧炉心注水系
16を作動させると、その作動の直後はスチームインジ
ェクタ17の吐出圧力が低いので、この時点では吐出逆
止弁21は閉じている。したがって、低圧炉心注水系1
6の作動直後においては、給水配管18を経由してスチ
ームインジェクタ17に送られたGDCSプール11か
らの水は、起動用ドレン配管24及び起動用ドレン逆止
弁25を経由してサプレッションプール9に排水され
る。
【0042】そして、スチームインジェクタ17におい
てGDCSプール11からの水と原子炉圧力容器2から
の蒸気との合体が進行し、作動開始後約数秒間後合体水
の吐出圧力が十分に高くなると吐出逆止弁21が開放さ
れる。吐出逆止弁21が開放されると、吐出配管20、
吐出逆止弁21及びGDCS注水開始弁15を経由して
スチームインジェクタ17からの合体水が原子炉圧力容
器2の内部に注入される。ここで、スチームインジェク
タ17の吐出圧力は、供給される蒸気の圧力、つまり原
子炉圧力容器2の内部圧力よりも高い圧力が得られるの
で、原子炉圧力容器2内への注水を確実に行うことがで
きる。
てGDCSプール11からの水と原子炉圧力容器2から
の蒸気との合体が進行し、作動開始後約数秒間後合体水
の吐出圧力が十分に高くなると吐出逆止弁21が開放さ
れる。吐出逆止弁21が開放されると、吐出配管20、
吐出逆止弁21及びGDCS注水開始弁15を経由して
スチームインジェクタ17からの合体水が原子炉圧力容
器2の内部に注入される。ここで、スチームインジェク
タ17の吐出圧力は、供給される蒸気の圧力、つまり原
子炉圧力容器2の内部圧力よりも高い圧力が得られるの
で、原子炉圧力容器2内への注水を確実に行うことがで
きる。
【0043】このようにして原子炉圧力容器2への注水
が開始された時点ではスチームインジェクタ17の内部
は負圧になっているので、起動用ドレン逆止弁25は閉
じており、サプレッションプール9への排水は行われな
い。また、吐出配管20の内部の圧力、すなわちGDC
S逆止弁14の下流側の圧力はGDCSプール11の水
頭圧よりも高いので、GDCS逆止弁14は閉じてお
り、この時点では重力落下式炉心注水系(GDCS)1
0による原子炉圧力容器2への注水は行われていない。
が開始された時点ではスチームインジェクタ17の内部
は負圧になっているので、起動用ドレン逆止弁25は閉
じており、サプレッションプール9への排水は行われな
い。また、吐出配管20の内部の圧力、すなわちGDC
S逆止弁14の下流側の圧力はGDCSプール11の水
頭圧よりも高いので、GDCS逆止弁14は閉じてお
り、この時点では重力落下式炉心注水系(GDCS)1
0による原子炉圧力容器2への注水は行われていない。
【0044】そして、低圧炉心注水系16による注水に
よって原子炉圧力容器2の内部の圧力が低下し、GDC
S逆止弁14の下流側の圧力がGDCSプール11の水
頭圧よりも低くなると、GDCS逆止弁14が開放し、
GDCSプール11からの水がGDCS配管12を経由
して原子炉圧力容器2の内部に注入される。
よって原子炉圧力容器2の内部の圧力が低下し、GDC
S逆止弁14の下流側の圧力がGDCSプール11の水
頭圧よりも低くなると、GDCS逆止弁14が開放し、
GDCSプール11からの水がGDCS配管12を経由
して原子炉圧力容器2の内部に注入される。
【0045】このように、中小破断事故(中小LOC
A)の発生直後においては、低圧炉心注水系16及び重
力落下式炉心注水系10からの注水によって原子炉圧力
容器2内の水位の回復と維持を図り、炉心3の冷却を確
保する。そして、炉心3における崩壊熱を除去するため
に、アクチュエータを作動させて小容量のドライウェル
開放弁(図示せず)を開放し、原子炉圧力容器2内の蒸
気を原子炉格納容器1のドライウェルDW内に放出して
長期の冷却を確保する。ドライウェル開放弁は、事故が
終結した後に運転員の操作によって閉止する。
A)の発生直後においては、低圧炉心注水系16及び重
力落下式炉心注水系10からの注水によって原子炉圧力
容器2内の水位の回復と維持を図り、炉心3の冷却を確
保する。そして、炉心3における崩壊熱を除去するため
に、アクチュエータを作動させて小容量のドライウェル
開放弁(図示せず)を開放し、原子炉圧力容器2内の蒸
気を原子炉格納容器1のドライウェルDW内に放出して
長期の冷却を確保する。ドライウェル開放弁は、事故が
終結した後に運転員の操作によって閉止する。
【0046】次に、本実施形態による原子炉において中
小破断事故が発生した場合のコンピュータによるシミュ
レーション解析結果について説明する。なお、コンピュ
ータ解析コードにはTRACコードを使用した。解析条
件としては、(1)口径3インチのGDCS配管12の
破断事故、(2)口径2インチのRPVドレン配管26
の破断事故、(3)主蒸気管4の小破断事故(破断面積
が管断面積の5%)、及び(4)主蒸気管4の中破断事
故(破断面積が管断面積の20%)の4つの事故条件を
選定した。以下、それぞれの解析結果について説明す
る。
小破断事故が発生した場合のコンピュータによるシミュ
レーション解析結果について説明する。なお、コンピュ
ータ解析コードにはTRACコードを使用した。解析条
件としては、(1)口径3インチのGDCS配管12の
破断事故、(2)口径2インチのRPVドレン配管26
の破断事故、(3)主蒸気管4の小破断事故(破断面積
が管断面積の5%)、及び(4)主蒸気管4の中破断事
故(破断面積が管断面積の20%)の4つの事故条件を
選定した。以下、それぞれの解析結果について説明す
る。
【0047】(1)口径3インチのGDCS配管12の
破断事故 図2は、口径3インチのGDCS配管12が破断した場
合の解析結果を示したグラフであり、このグラフには原
子炉圧力容器(RPV)2の内部の圧力(炉内圧力)、
低圧炉心注水系(SI−LPCI)16の注水流量、及
び重力落下式炉心注水系(GDCS)10の注水流量の
それぞれの経時変化が示されている。グラフの横軸は破
断事故発生時点からの経過時間である。
破断事故 図2は、口径3インチのGDCS配管12が破断した場
合の解析結果を示したグラフであり、このグラフには原
子炉圧力容器(RPV)2の内部の圧力(炉内圧力)、
低圧炉心注水系(SI−LPCI)16の注水流量、及
び重力落下式炉心注水系(GDCS)10の注水流量の
それぞれの経時変化が示されている。グラフの横軸は破
断事故発生時点からの経過時間である。
【0048】低圧炉心注水系16は、炉内圧力が0.7
MPa以下になった時に起動信号が発せられて作動する
ように設定されている。図2から分かるように、破断事
故発生後、炉内圧力が徐々に低下し、約530秒後に低
圧炉心注水系16からの注水が開始されている。ここ
で、低圧炉心注水系16からの注水流量(SI−LPC
I注水流量)は30kg/sに設定されている。低圧炉
心注水系16が作動した後も炉内圧力は徐々に低下し、
事故発生後約760秒後に重力落下式炉心注水系(GD
CS)10からの注水が開始されている。
MPa以下になった時に起動信号が発せられて作動する
ように設定されている。図2から分かるように、破断事
故発生後、炉内圧力が徐々に低下し、約530秒後に低
圧炉心注水系16からの注水が開始されている。ここ
で、低圧炉心注水系16からの注水流量(SI−LPC
I注水流量)は30kg/sに設定されている。低圧炉
心注水系16が作動した後も炉内圧力は徐々に低下し、
事故発生後約760秒後に重力落下式炉心注水系(GD
CS)10からの注水が開始されている。
【0049】図3は、破断事故発生後の原子炉圧力容器
2内の水位(炉内水位)の経時変化を示したグラフであ
り、このグラフから分かるように低圧炉心注水系16か
らの流量30kg/sの注水、及び重力落下式炉心注水
系10からの注水によって、炉内水位は常に燃料発熱部
頂部TAFよりも上に維持されており、炉心3の冠水状
態が維持されている。
2内の水位(炉内水位)の経時変化を示したグラフであ
り、このグラフから分かるように低圧炉心注水系16か
らの流量30kg/sの注水、及び重力落下式炉心注水
系10からの注水によって、炉内水位は常に燃料発熱部
頂部TAFよりも上に維持されており、炉心3の冠水状
態が維持されている。
【0050】また、図4は、破断事故後の原子炉格納容
器1内の圧力(ドライウェルDWの圧力)の経時変化を
示したグラフであり、このグラフから分かるように、原
子炉格納容器1内の圧力は最大でも約0.16KPaで
あり、事故発生後30分以内に約0.13MPa(0.
3kg/cm2 g)まで低下している。一方、図27に
示した従来の原子炉は、GDCS配管12のような小口
径配管が破断した場合でも、火薬駆動型減圧弁(DP
V)115が開放されて原子炉圧力容器102内の高温
高圧の蒸気が原子炉格納容器101内に放出されるた
め、破断事故(LOCA)直後の原子炉格納容器102
内のピーク圧力が0.4MPa(3kg/cm2 g)ま
で上昇する。
器1内の圧力(ドライウェルDWの圧力)の経時変化を
示したグラフであり、このグラフから分かるように、原
子炉格納容器1内の圧力は最大でも約0.16KPaで
あり、事故発生後30分以内に約0.13MPa(0.
3kg/cm2 g)まで低下している。一方、図27に
示した従来の原子炉は、GDCS配管12のような小口
径配管が破断した場合でも、火薬駆動型減圧弁(DP
V)115が開放されて原子炉圧力容器102内の高温
高圧の蒸気が原子炉格納容器101内に放出されるた
め、破断事故(LOCA)直後の原子炉格納容器102
内のピーク圧力が0.4MPa(3kg/cm2 g)ま
で上昇する。
【0051】(2)口径2インチのRPVドレン配管2
6の破断事故 次に、口径2インチのRPVドレン配管26が破断した
場合の解析結果について説明する。図5は、RPVドレ
ン配管26が破断した場合の解析結果を示したグラフで
あり、このグラフには炉内圧力、SI−LPCI注水流
量、及びGDCS注水流量のそれぞれの経時変化が示さ
れている。グラフの横軸は破断事故発生時点からの経過
時間である。
6の破断事故 次に、口径2インチのRPVドレン配管26が破断した
場合の解析結果について説明する。図5は、RPVドレ
ン配管26が破断した場合の解析結果を示したグラフで
あり、このグラフには炉内圧力、SI−LPCI注水流
量、及びGDCS注水流量のそれぞれの経時変化が示さ
れている。グラフの横軸は破断事故発生時点からの経過
時間である。
【0052】低圧炉心注水系(SI−LPCI)16
は、前記(1)の場合と同様に炉内圧力が0.7MPa
以下になった時に起動信号が発せられて作動するように
設定されている。図5から分かるように、破断事故発生
後、炉内圧力が徐々に低下し、約850秒後に低圧炉心
注水系16からの注水が開始されている。ここで、SI
−LPCI注水流量は30kg/sに設定されている。
低圧炉心注水系16が作動した後も炉内圧力は徐々に低
下し、事故発生後約1090秒後に重力落下式炉心注水
系(GDCS)10からの注水が開始されている。
は、前記(1)の場合と同様に炉内圧力が0.7MPa
以下になった時に起動信号が発せられて作動するように
設定されている。図5から分かるように、破断事故発生
後、炉内圧力が徐々に低下し、約850秒後に低圧炉心
注水系16からの注水が開始されている。ここで、SI
−LPCI注水流量は30kg/sに設定されている。
低圧炉心注水系16が作動した後も炉内圧力は徐々に低
下し、事故発生後約1090秒後に重力落下式炉心注水
系(GDCS)10からの注水が開始されている。
【0053】図6は、破断事故発生後の炉内水位の経時
変化を示したグラフであり、このグラフから分かるよう
に低圧炉心注水系16からの30kg/sの注水、及び
重力落下式炉心注水系10からの注水によって、炉内水
位は常に燃料発熱部頂部TAFよりもかなり上に維持さ
れており、炉心3の冠水状態が確実に維持されている。
変化を示したグラフであり、このグラフから分かるよう
に低圧炉心注水系16からの30kg/sの注水、及び
重力落下式炉心注水系10からの注水によって、炉内水
位は常に燃料発熱部頂部TAFよりもかなり上に維持さ
れており、炉心3の冠水状態が確実に維持されている。
【0054】また、図7は破断事故後の原子炉格納容器
1内の圧力(ドライウェルDWの圧力)の経時変化を示
したグラフであり、このグラフから分かるように、原子
炉格納容器1内の圧力は最大でも約0.17KPaであ
り、前記(1)の場合と同様に従来の原子炉の場合に比
べて事故直後のピーク圧力が大幅に低減されている。
1内の圧力(ドライウェルDWの圧力)の経時変化を示
したグラフであり、このグラフから分かるように、原子
炉格納容器1内の圧力は最大でも約0.17KPaであ
り、前記(1)の場合と同様に従来の原子炉の場合に比
べて事故直後のピーク圧力が大幅に低減されている。
【0055】(3)主蒸気管4の小破断事故(破断面積
が管断面積の5%) 次に、主蒸気管4の小破断事故(破断面積が管断面積の
5%)の解析結果について説明する。図8は、主蒸気管
4が破断した場合の解析結果を示したグラフであり、こ
のグラフには炉内圧力及びGDCS注水流量のそれぞれ
の経時変化が示されている。グラフの横軸は破断事故発
生時点からの経過時間である。
が管断面積の5%) 次に、主蒸気管4の小破断事故(破断面積が管断面積の
5%)の解析結果について説明する。図8は、主蒸気管
4が破断した場合の解析結果を示したグラフであり、こ
のグラフには炉内圧力及びGDCS注水流量のそれぞれ
の経時変化が示されている。グラフの横軸は破断事故発
生時点からの経過時間である。
【0056】図8から分かるように、このケースの場合
には、低圧炉心注水系(SI−LPCI)16は作動せ
ずに、重力落下式炉心注水系(GDCS)10が事故後
約1000秒の時点で作動している。図9は炉内水位の
経時変化を示したグラフであり、GDCS注水のみで炉
内水位が十分に高く維持されていることが分かる。
には、低圧炉心注水系(SI−LPCI)16は作動せ
ずに、重力落下式炉心注水系(GDCS)10が事故後
約1000秒の時点で作動している。図9は炉内水位の
経時変化を示したグラフであり、GDCS注水のみで炉
内水位が十分に高く維持されていることが分かる。
【0057】(4)主蒸気管4の中破断事故(破断面積
が管断面積の20%) 次に、主蒸気管4の中破断事故(破断面積が管断面積の
20%)の解析結果について説明する。図10は、主蒸
気管4が破断した場合の解析結果を示したグラフであ
り、このグラフには炉内圧力及びGDCS注水流量のそ
れぞれの経時変化が示されている。グラフの横軸は破断
事故発生時点からの経過時間である。
が管断面積の20%) 次に、主蒸気管4の中破断事故(破断面積が管断面積の
20%)の解析結果について説明する。図10は、主蒸
気管4が破断した場合の解析結果を示したグラフであ
り、このグラフには炉内圧力及びGDCS注水流量のそ
れぞれの経時変化が示されている。グラフの横軸は破断
事故発生時点からの経過時間である。
【0058】図10から分かるように、このケースの場
合も前記(3)の場合と同様に、低圧炉心注水系(SI
−LPCI)16は作動せずに、重力落下式炉心注水系
(GDCS)10が作動している。図11は炉内水位の
経時変化を示したグラフであり、前記(3)の場合と同
様にGDCS注水のみで炉内水位が十分に高く維持され
ていることが分かる。なお、本ケースと前記(3)のケ
ースとを比較すると、本ケースの方が主蒸気管4の破断
面積が大きいために、炉内圧力の低下速度が速くなって
いる。このため、GDCS注水の開始時間も早く、炉内
水位の最小値がケース(3)に比べて大きくなってい
る。
合も前記(3)の場合と同様に、低圧炉心注水系(SI
−LPCI)16は作動せずに、重力落下式炉心注水系
(GDCS)10が作動している。図11は炉内水位の
経時変化を示したグラフであり、前記(3)の場合と同
様にGDCS注水のみで炉内水位が十分に高く維持され
ていることが分かる。なお、本ケースと前記(3)のケ
ースとを比較すると、本ケースの方が主蒸気管4の破断
面積が大きいために、炉内圧力の低下速度が速くなって
いる。このため、GDCS注水の開始時間も早く、炉内
水位の最小値がケース(3)に比べて大きくなってい
る。
【0059】図12は前記(1)乃至(4)の解析結果
をまとめたものであり、図27に示した従来の原子炉の
場合と比較したものである。図12から分かるように、
従来の原子炉は、中小LOCAが発生すると火薬駆動型
減圧弁(DPV)115が作動し、原子炉圧力容器10
2内の高温高圧の蒸気が原子炉格納容器101内のドラ
イウェルDWに放出される。
をまとめたものであり、図27に示した従来の原子炉の
場合と比較したものである。図12から分かるように、
従来の原子炉は、中小LOCAが発生すると火薬駆動型
減圧弁(DPV)115が作動し、原子炉圧力容器10
2内の高温高圧の蒸気が原子炉格納容器101内のドラ
イウェルDWに放出される。
【0060】これに対して本実施形態によれば、大LO
CA、及び主蒸気管破断事故(MSLB)のうちの中小
破断に対しては重力落下式炉心注水系(GDCS)10
によって注水を行い、一方、中小LOCA(主蒸気管破
断事故を除く。)に対しては低圧炉心注水系(SI−L
PCI)16及び重力落下式炉心注水系10によって注
水を行うようにしている。また、破断事故発生後の長期
の崩壊熱除去は、ドライウェル開放弁の開放によって原
子炉圧力容器2内の蒸気をドライウェルDWに放出する
ことによって行う。
CA、及び主蒸気管破断事故(MSLB)のうちの中小
破断に対しては重力落下式炉心注水系(GDCS)10
によって注水を行い、一方、中小LOCA(主蒸気管破
断事故を除く。)に対しては低圧炉心注水系(SI−L
PCI)16及び重力落下式炉心注水系10によって注
水を行うようにしている。また、破断事故発生後の長期
の崩壊熱除去は、ドライウェル開放弁の開放によって原
子炉圧力容器2内の蒸気をドライウェルDWに放出する
ことによって行う。
【0061】以上述べたように本実施形態によれば、低
圧炉心注水系(SI−LPCI)16を設け、主蒸気管
破断事故を除く中小破断事故(中小LOCA)に対して
は低圧炉心注水系16によって原子炉圧力容器2内へ注
水するようにしたので、原子炉格納容器1の内部が不必
要に汚染されることがなく、また、火薬駆動型減圧弁
(DPV)を使用していないので同弁の誤作動による大
破断事故(大LOCA)の恐れが全くない。
圧炉心注水系(SI−LPCI)16を設け、主蒸気管
破断事故を除く中小破断事故(中小LOCA)に対して
は低圧炉心注水系16によって原子炉圧力容器2内へ注
水するようにしたので、原子炉格納容器1の内部が不必
要に汚染されることがなく、また、火薬駆動型減圧弁
(DPV)を使用していないので同弁の誤作動による大
破断事故(大LOCA)の恐れが全くない。
【0062】また、中小破断事故発生後の長期の崩壊熱
除去においては、従来の火薬駆動型減圧弁(DPV)に
代えてアクチュエータによって駆動されるドライウェル
開放弁を使用しているので、誤作動を防止できると共
に、事故終結後に運転員の操作によって再び弁を閉じる
ことができる。
除去においては、従来の火薬駆動型減圧弁(DPV)に
代えてアクチュエータによって駆動されるドライウェル
開放弁を使用しているので、誤作動を防止できると共
に、事故終結後に運転員の操作によって再び弁を閉じる
ことができる。
【0063】このように本実施形態による原子炉は、従
来の原子炉よりも安全性及び経済性において格段に優れ
ている。
来の原子炉よりも安全性及び経済性において格段に優れ
ている。
【0064】第2の実施形態 次に、本発明による原子炉の第2実施形態について図1
3を参照して説明する。なお、前記第1実施形態と同一
部材には同一符号を付して詳細な説明は省略する。本実
施形態においては、図13に示したように原子炉格納容
器1の上方外側にSI−LPCIタンク30が設置され
ており、このSI−LPCIタンク30を低圧炉心注水
系(SI−LPCI)16の水源として使用する。SI
−LPCIタンク30は、給水配管31を介してスチー
ムインジェクタ17に接続されており、給水配管31の
途中には給水逆止弁32が設けられ、この給水逆止弁3
2の下流側には給水弁33が設けられている。
3を参照して説明する。なお、前記第1実施形態と同一
部材には同一符号を付して詳細な説明は省略する。本実
施形態においては、図13に示したように原子炉格納容
器1の上方外側にSI−LPCIタンク30が設置され
ており、このSI−LPCIタンク30を低圧炉心注水
系(SI−LPCI)16の水源として使用する。SI
−LPCIタンク30は、給水配管31を介してスチー
ムインジェクタ17に接続されており、給水配管31の
途中には給水逆止弁32が設けられ、この給水逆止弁3
2の下流側には給水弁33が設けられている。
【0065】また、原子炉格納容器1の外側には起動用
ドレン容器34が設けられており、この起動用ドレン容
器34は気密構造を備えている。起動用ドレン容器34
は起動用ドレン配管35を介してスチームインジェクタ
17に接続されており、起動用ドレン配管35の途中に
は起動用ドレン逆止弁36が設けられている。
ドレン容器34が設けられており、この起動用ドレン容
器34は気密構造を備えている。起動用ドレン容器34
は起動用ドレン配管35を介してスチームインジェクタ
17に接続されており、起動用ドレン配管35の途中に
は起動用ドレン逆止弁36が設けられている。
【0066】このような構成を備えた本実施形態におい
ては、中小破断事故(中小LOCA)が発生したら、低
圧炉心注水系16を起動し、給水弁33を開放してSI
−LPCIタンク30から給水を行う。そして、低圧炉
心注水系16の起動直後のドレン水(起動用ドレン水)
は、起動用ドレン配管35を経由して起動用ドレン容器
34に排出する。ここで、起動用ドレン容器34は気密
構造であるので、原子炉格納容器1内の放射性物質が環
境中に放出されることがない。
ては、中小破断事故(中小LOCA)が発生したら、低
圧炉心注水系16を起動し、給水弁33を開放してSI
−LPCIタンク30から給水を行う。そして、低圧炉
心注水系16の起動直後のドレン水(起動用ドレン水)
は、起動用ドレン配管35を経由して起動用ドレン容器
34に排出する。ここで、起動用ドレン容器34は気密
構造であるので、原子炉格納容器1内の放射性物質が環
境中に放出されることがない。
【0067】以上述べたように本実施形態によれば、低
圧炉心注水系16の水源として原子炉格納容器1の外部
に設けられたSI−LPCIタンク30を使用し、さら
に、起動用ドレン水の排出先として同じく原子炉格納容
器1の外部にある起動用ドレン容器34としたので、ス
チームインジェクタ17への給水圧力が事故後のドライ
ウェルDWの圧力に依存することがなく、低圧炉心注水
系16の作動条件が大幅に緩和されると共に、前記第1
実施形態と同様の効果が得られる。
圧炉心注水系16の水源として原子炉格納容器1の外部
に設けられたSI−LPCIタンク30を使用し、さら
に、起動用ドレン水の排出先として同じく原子炉格納容
器1の外部にある起動用ドレン容器34としたので、ス
チームインジェクタ17への給水圧力が事故後のドライ
ウェルDWの圧力に依存することがなく、低圧炉心注水
系16の作動条件が大幅に緩和されると共に、前記第1
実施形態と同様の効果が得られる。
【0068】第3の実施形態 次に、本発明による原子炉の第3実施形態について図1
4を参照して説明する。なお、前記第1及び第2実施形
態と同一部材には同一符号を付して詳細な説明は省略す
る。
4を参照して説明する。なお、前記第1及び第2実施形
態と同一部材には同一符号を付して詳細な説明は省略す
る。
【0069】本実施形態にておいては、低圧炉心注水系
16の水源としてサプレッションプール9を使用する。
すなわち、スチームインジェクタ17は給水配管40を
介してサプレッションプール9に接続されており、給水
配管40の途中には給水弁41が設けられている。ま
た、原子炉格納容器1内部には気密構造からなる起動用
ドレン容器42が設けられており、この起動用ドレン容
器42は起動用ドレン配管43を介してスチームインジ
ェクタ17に接続されている。起動用ドレン配管43の
途中には起動用ドレン逆止弁44が設けられている。ま
た、蒸気供給配管22の途中には蒸気逆止弁45が設け
られている。
16の水源としてサプレッションプール9を使用する。
すなわち、スチームインジェクタ17は給水配管40を
介してサプレッションプール9に接続されており、給水
配管40の途中には給水弁41が設けられている。ま
た、原子炉格納容器1内部には気密構造からなる起動用
ドレン容器42が設けられており、この起動用ドレン容
器42は起動用ドレン配管43を介してスチームインジ
ェクタ17に接続されている。起動用ドレン配管43の
途中には起動用ドレン逆止弁44が設けられている。ま
た、蒸気供給配管22の途中には蒸気逆止弁45が設け
られている。
【0070】このような構成を備えた本実施形態におい
ては、中小破断事故(中小LOCA)が発生したら、低
圧炉心注水系16を起動し、給水弁41を開放してサプ
レッションプール9から給水を行う。そして、低圧炉心
注水系16の起動直後のドレン水(起動用ドレン水)
は、起動用ドレン配管43を経由して起動用ドレン容器
42に排出する。このように本実施形態においても、前
記第1実施形態と同様の効果が得られる。
ては、中小破断事故(中小LOCA)が発生したら、低
圧炉心注水系16を起動し、給水弁41を開放してサプ
レッションプール9から給水を行う。そして、低圧炉心
注水系16の起動直後のドレン水(起動用ドレン水)
は、起動用ドレン配管43を経由して起動用ドレン容器
42に排出する。このように本実施形態においても、前
記第1実施形態と同様の効果が得られる。
【0071】また、本実施形態の変形例として、気密構
造からなる起動用ドレン容器42を原子炉格納容器1の
外部に設置することもできる。
造からなる起動用ドレン容器42を原子炉格納容器1の
外部に設置することもできる。
【0072】第4の実施形態 次に、本発明による原子炉の第4実施形態について図1
5を参照して説明する。なお、前記第1乃至第3実施形
態と同一部材には同一符号を付して詳細な説明は省略す
る。
5を参照して説明する。なお、前記第1乃至第3実施形
態と同一部材には同一符号を付して詳細な説明は省略す
る。
【0073】本実施形態は、低圧炉心注水系16を作動
させる際に開放する蒸気供給弁23及び給水弁19を、
加圧された窒素を利用した弁駆動機構によって駆動する
ようにしたものである。
させる際に開放する蒸気供給弁23及び給水弁19を、
加圧された窒素を利用した弁駆動機構によって駆動する
ようにしたものである。
【0074】図15に示したように、主蒸気管4から分
岐した蒸気供給配管22の途中には2台の蒸気供給弁2
3および蒸気減圧弁94が直列に設けられており、これ
らの蒸気供給弁23のそれぞれには弁駆動機構50が設
けられている。これらの弁駆動機構50は窒素供給配管
51を備えており、この窒素供給配管51には、窒素圧
力を維持するための窒素アキュムレータ52が分岐配管
53を介して接続されている。窒素供給配管51の途中
には電磁弁54が設けられている。
岐した蒸気供給配管22の途中には2台の蒸気供給弁2
3および蒸気減圧弁94が直列に設けられており、これ
らの蒸気供給弁23のそれぞれには弁駆動機構50が設
けられている。これらの弁駆動機構50は窒素供給配管
51を備えており、この窒素供給配管51には、窒素圧
力を維持するための窒素アキュムレータ52が分岐配管
53を介して接続されている。窒素供給配管51の途中
には電磁弁54が設けられている。
【0075】また、給水弁19に対しても、蒸気供給弁
23と同様に弁駆動機構50が設けられている。
23と同様に弁駆動機構50が設けられている。
【0076】また、本実施形態においては、蒸気供給弁
23とスチームインジェクタ17との間の蒸気供給配管
22に蒸気減圧弁94および蒸気逆止弁55が設けられ
ている。さらに、給水弁19とスチームインジェクタ1
7との間の給水配管18に給水逆止弁56が設けられて
いる。
23とスチームインジェクタ17との間の蒸気供給配管
22に蒸気減圧弁94および蒸気逆止弁55が設けられ
ている。さらに、給水弁19とスチームインジェクタ1
7との間の給水配管18に給水逆止弁56が設けられて
いる。
【0077】このような構成よりなる本実施形態によれ
ば、前記第1実施形態と同様の効果が得られるばかりで
なく、電磁弁54を操作することによって蒸気供給弁2
3及び給水弁19の開閉操作を確実に行うことができ
る。また蒸気減圧弁94により蒸気圧が過大にならない
ようにすると共に蒸気逆止弁55及び給水逆止弁56を
設けたので、蒸気と冷水とが混合して凝縮することを防
止することができる。
ば、前記第1実施形態と同様の効果が得られるばかりで
なく、電磁弁54を操作することによって蒸気供給弁2
3及び給水弁19の開閉操作を確実に行うことができ
る。また蒸気減圧弁94により蒸気圧が過大にならない
ようにすると共に蒸気逆止弁55及び給水逆止弁56を
設けたので、蒸気と冷水とが混合して凝縮することを防
止することができる。
【0078】また、本実施形態の変形例として、図16
に示したように、蒸気供給弁23及び給水弁19を、モ
ータ57を備えたバッテリー駆動型の電動弁とすること
もできる。この場合には、電磁弁54や窒素アキュムレ
ータ52が不要であるので、部品点数が減少し、系統を
単純化させることができる。
に示したように、蒸気供給弁23及び給水弁19を、モ
ータ57を備えたバッテリー駆動型の電動弁とすること
もできる。この場合には、電磁弁54や窒素アキュムレ
ータ52が不要であるので、部品点数が減少し、系統を
単純化させることができる。
【0079】第5の実施形態 次に、本発明による原子炉の第5実施形態について図1
7を参照して説明する。なお、前記第1乃至第4実施形
態と同一部材には同一符号を付して詳細な説明は省略す
る。
7を参照して説明する。なお、前記第1乃至第4実施形
態と同一部材には同一符号を付して詳細な説明は省略す
る。
【0080】図17に示したように、主蒸気管4の管台
に取り付けられた主蒸気逃し安全弁6の排気管7の途中
にオリフィス60が設けられており、このオリフィス6
0と主蒸気逃し安全弁6との間の排気管7に蒸気供給配
管22が接続されている。
に取り付けられた主蒸気逃し安全弁6の排気管7の途中
にオリフィス60が設けられており、このオリフィス6
0と主蒸気逃し安全弁6との間の排気管7に蒸気供給配
管22が接続されている。
【0081】このような構成よりなる本実施形態におい
ては、中小破断事故が発生した場合に、主蒸気逃し安全
弁6及び蒸気供給弁23を開放し、蒸気減圧弁94およ
びオリフィス60によって適度の圧力に維持された原子
炉圧力容器2からの蒸気をスチームインジェクタ17に
供給する。
ては、中小破断事故が発生した場合に、主蒸気逃し安全
弁6及び蒸気供給弁23を開放し、蒸気減圧弁94およ
びオリフィス60によって適度の圧力に維持された原子
炉圧力容器2からの蒸気をスチームインジェクタ17に
供給する。
【0082】このように本実施形態によれば、主蒸気逃
し安全弁6を蒸気供給弁として兼用できるので、蒸気供
給弁の必要台数を減らして系統を単純化することができ
る。
し安全弁6を蒸気供給弁として兼用できるので、蒸気供
給弁の必要台数を減らして系統を単純化することができ
る。
【0083】第6の実施形態 次に、本発明による原子炉の第6実施形態について図1
8を参照して説明する。なお、前記第1乃至第5実施形
態と同一部材には同一符号を付して詳細な説明は省略す
る。
8を参照して説明する。なお、前記第1乃至第5実施形
態と同一部材には同一符号を付して詳細な説明は省略す
る。
【0084】図18に示したように、重力落下式炉心注
水系(GDCS)10が4系統設けられており、それぞ
れの系統に対応して4系統の低圧炉心注水系16が設け
られている。各低圧炉心注水系16はGDCS配管12
から分岐した給水配管18を備えており、この給水配管
18はスチームインジェクタ17に接続されている。ま
た、スチームインジェクタ17には吐出配管20の一端
が接続されており、この吐出配管20の他端は、原子炉
圧力容器2に設けられた口径2インチのLPCI注水ノ
ズル61に接続されている。また、吐出配管20の途中
には吐出逆止弁21及び注水開始弁62が設けられてい
る。
水系(GDCS)10が4系統設けられており、それぞ
れの系統に対応して4系統の低圧炉心注水系16が設け
られている。各低圧炉心注水系16はGDCS配管12
から分岐した給水配管18を備えており、この給水配管
18はスチームインジェクタ17に接続されている。ま
た、スチームインジェクタ17には吐出配管20の一端
が接続されており、この吐出配管20の他端は、原子炉
圧力容器2に設けられた口径2インチのLPCI注水ノ
ズル61に接続されている。また、吐出配管20の途中
には吐出逆止弁21及び注水開始弁62が設けられてい
る。
【0085】そして、本実施形態においては、中小破断
事故が発生した場合、低圧炉心注水系16を作動させ、
給水弁19及び注水開始弁62を開放して注水を開始す
る。
事故が発生した場合、低圧炉心注水系16を作動させ、
給水弁19及び注水開始弁62を開放して注水を開始す
る。
【0086】このように本実施形態においては、吐出配
管20が口径約2インチの小径のLPCI注水ノズル6
1に接続されているので、吐出配管20が破断した場合
の漏洩流量を低く抑えることができる。
管20が口径約2インチの小径のLPCI注水ノズル6
1に接続されているので、吐出配管20が破断した場合
の漏洩流量を低く抑えることができる。
【0087】また、図19は本実施形態の第1の変形例
を示し、この変形例においては、給水配管18が途中か
ら二股に分岐しており、分岐した各配管に給水弁19、
スチームインジェクタ17及び吐出逆止弁21がそれぞ
れ設けられている。そして、分岐した給水配管18は注
水開始弁62の上流側で再び合流している。
を示し、この変形例においては、給水配管18が途中か
ら二股に分岐しており、分岐した各配管に給水弁19、
スチームインジェクタ17及び吐出逆止弁21がそれぞ
れ設けられている。そして、分岐した給水配管18は注
水開始弁62の上流側で再び合流している。
【0088】また、図20は本実施形態の第2の変形例
を示し、この変形例においては、各GDCS配管12か
ら2本の給水配管18が分岐している。そして、分岐し
た各給水配管18には給水弁19、スチームインジェク
タ17、吐出逆止弁21及び注水開始弁62がそれぞれ
設けられており、さらに、各給水配管18は原子炉圧力
容器2に設けられた各LPCI注水ノズル61にそれぞ
れ接続されている。
を示し、この変形例においては、各GDCS配管12か
ら2本の給水配管18が分岐している。そして、分岐し
た各給水配管18には給水弁19、スチームインジェク
タ17、吐出逆止弁21及び注水開始弁62がそれぞれ
設けられており、さらに、各給水配管18は原子炉圧力
容器2に設けられた各LPCI注水ノズル61にそれぞ
れ接続されている。
【0089】また、図21は本実施形態の第3の変形例
を示し、この変形例においては、各GDCS配管12か
ら2本の給水配管18が分岐しており、さらに、分岐し
た各給水配管18は、GDCS注水開始弁15の上流側
で再びGDCS配管12に合流している。このような構
成を備えた本変形例によれば、LPCI注水ノズル及び
注水開始弁62を省略して系統を単純化することができ
る。
を示し、この変形例においては、各GDCS配管12か
ら2本の給水配管18が分岐しており、さらに、分岐し
た各給水配管18は、GDCS注水開始弁15の上流側
で再びGDCS配管12に合流している。このような構
成を備えた本変形例によれば、LPCI注水ノズル及び
注水開始弁62を省略して系統を単純化することができ
る。
【0090】第7の実施形態 次に、本発明による原子炉の第7実施形態について説明
する。なお、前記第1乃至第6実施形態と同一部材には
同一符号を付して詳細な説明は省略する。本実施形態に
おけるスチームインジェクタ17は、図22に示したよ
うに自圧式アクチュエータ70を備えており、この自圧
式アクチュエータ70によって水ノズル71の引き抜き
長さを調節することができる。自圧式アクチュエータ7
0は、蒸気供給配管22から分岐した蒸気配管72を介
して供給される蒸気によって駆動される。このように水
ノズル71の引き抜き長さを自圧式アクチュエータ70
によって調節すると、図23に示したように環状の蒸気
の流路面積Aを変更することができ、広範囲の作動蒸気
圧力に対応することができる。
する。なお、前記第1乃至第6実施形態と同一部材には
同一符号を付して詳細な説明は省略する。本実施形態に
おけるスチームインジェクタ17は、図22に示したよ
うに自圧式アクチュエータ70を備えており、この自圧
式アクチュエータ70によって水ノズル71の引き抜き
長さを調節することができる。自圧式アクチュエータ7
0は、蒸気供給配管22から分岐した蒸気配管72を介
して供給される蒸気によって駆動される。このように水
ノズル71の引き抜き長さを自圧式アクチュエータ70
によって調節すると、図23に示したように環状の蒸気
の流路面積Aを変更することができ、広範囲の作動蒸気
圧力に対応することができる。
【0091】例えば、水ノズル71の引き抜き長さを9
mmと18mmの2つの位置に可変とした場合、図24
に示したように、作動蒸気圧力の範囲を約2MPaから
0.25MPaの広範囲に設定することができる。
mmと18mmの2つの位置に可変とした場合、図24
に示したように、作動蒸気圧力の範囲を約2MPaから
0.25MPaの広範囲に設定することができる。
【0092】第8の実施形態 次に、本発明による原子炉の第8実施形態について説明
する。なお、前記第1乃至第7実施形態と同一部材には
同一符号を付して詳細な説明は省略する。本実施形態
は、作動蒸気圧力範囲の異なる2種類のスチームインジ
ェクタ17を組み合わせた構成を備えている。すなわ
ち、前記第7実施形態ではスチームインジェクタ17の
作動蒸気圧力範囲を可変としたが、本実施形態において
は作動蒸気圧力範囲は固定として、作動蒸気圧力範囲の
異なる2種類のスチームインジェクタ17を組み合わせ
たものである。
する。なお、前記第1乃至第7実施形態と同一部材には
同一符号を付して詳細な説明は省略する。本実施形態
は、作動蒸気圧力範囲の異なる2種類のスチームインジ
ェクタ17を組み合わせた構成を備えている。すなわ
ち、前記第7実施形態ではスチームインジェクタ17の
作動蒸気圧力範囲を可変としたが、本実施形態において
は作動蒸気圧力範囲は固定として、作動蒸気圧力範囲の
異なる2種類のスチームインジェクタ17を組み合わせ
たものである。
【0093】このような構成を備えた本実施形態におい
ても、前記第7実施形態と同様に、広範囲の作動蒸気圧
力に対応することが可能である。例えば、図24に示し
たように水ノズル71の引き抜き長さが9mmのもの
と、18mmのものの2台のスチームインジェクタ17
を組み合わせた場合、低圧炉心注水系16の注水開始時
間が早まるために、スチームインジェクタ17の1台当
たりの容量を約66%(総注入流量20kg/s)に低
減することができる。
ても、前記第7実施形態と同様に、広範囲の作動蒸気圧
力に対応することが可能である。例えば、図24に示し
たように水ノズル71の引き抜き長さが9mmのもの
と、18mmのものの2台のスチームインジェクタ17
を組み合わせた場合、低圧炉心注水系16の注水開始時
間が早まるために、スチームインジェクタ17の1台当
たりの容量を約66%(総注入流量20kg/s)に低
減することができる。
【0094】また、本実施形態の変形例として、作動蒸
気圧力の範囲が1種類の広いスチームインジェクタ17
を用いることもできる。例えば、図24に示したよう
に、水ノズル71の引き抜き長さが18mmの場合、作
動蒸気圧力範囲は0.25から0.6MPaであり、総
注入流量は30kg/sとやや大きいものの、スチーム
インジェクタ17の設置台数を半減させることができ、
低圧炉心注水系16を大幅に簡素化することができる。
気圧力の範囲が1種類の広いスチームインジェクタ17
を用いることもできる。例えば、図24に示したよう
に、水ノズル71の引き抜き長さが18mmの場合、作
動蒸気圧力範囲は0.25から0.6MPaであり、総
注入流量は30kg/sとやや大きいものの、スチーム
インジェクタ17の設置台数を半減させることができ、
低圧炉心注水系16を大幅に簡素化することができる。
【0095】第9の実施形態 次に、本発明による原子炉の第9実施形態について図2
5を参照して説明する。なお、前記第1乃至第8実施形
態と同一部材には同一符号を付して詳細な説明は省略す
る。本実施形態による原子炉は、図25に示した箱形の
外形を備えたスチームインジェクタ80を備えている。
このスチームインジェクタ80の内部には、給水配管1
8に連通する水ノズル81が設けられており、この水ノ
ズル81は所定形状の一対の細長板状体81a、81b
を対向させて形成されている。この水ノズル81の外側
には、蒸気供給配管22に連通する細長の蒸気ノズル8
2が設けられている。水ノズル81及び蒸気ノズル82
の下流側には細長の混合ノズル83が設けられている。
また、スチームインジェクタ80の内部には、起動用ド
レン配管24に連通する起動用ドレンスリット84が設
けられており、さらに、スロート85、ディフューザ8
6及び吐出ポート87が設けられている。
5を参照して説明する。なお、前記第1乃至第8実施形
態と同一部材には同一符号を付して詳細な説明は省略す
る。本実施形態による原子炉は、図25に示した箱形の
外形を備えたスチームインジェクタ80を備えている。
このスチームインジェクタ80の内部には、給水配管1
8に連通する水ノズル81が設けられており、この水ノ
ズル81は所定形状の一対の細長板状体81a、81b
を対向させて形成されている。この水ノズル81の外側
には、蒸気供給配管22に連通する細長の蒸気ノズル8
2が設けられている。水ノズル81及び蒸気ノズル82
の下流側には細長の混合ノズル83が設けられている。
また、スチームインジェクタ80の内部には、起動用ド
レン配管24に連通する起動用ドレンスリット84が設
けられており、さらに、スロート85、ディフューザ8
6及び吐出ポート87が設けられている。
【0096】このような構成を備えた本実施形態におい
ては、各ノズル81、82、83の長手方向の長さを長
くすることによって、水噴流を太くすることなく大容量
のスチームインジェクタ80を構成することができる。
ては、各ノズル81、82、83の長手方向の長さを長
くすることによって、水噴流を太くすることなく大容量
のスチームインジェクタ80を構成することができる。
【0097】第10の実施形態 次に、本発明による原子炉の第10実施形態について図
26を参照して説明する。なお、前記第1乃至第9実施
形態と同一部材には同一符号を付して詳細な説明は省略
する。
26を参照して説明する。なお、前記第1乃至第9実施
形態と同一部材には同一符号を付して詳細な説明は省略
する。
【0098】本実施形態による原子炉は、図26に示し
たように内部に水を貯えたアキュムレータ90を備えて
おり、このアキュムレータ90は窒素配管91を介して
接続された窒素ボンベ92によって加圧されている。ア
キュムレータ90の底部には注水配管93の一端が接続
されており、この注水配管93の他端は吐出配管20の
途中に分岐するようにして接続されている。注水配管9
3の途中には逆止弁94及び窒素流入防止弁95が設け
られている。また、アキュムレータ90にはアキュムレ
ータ水位計96が設けられており、このアキュムレータ
水位計96からの水位低信号によって窒素流入防止弁9
5が閉止される。
たように内部に水を貯えたアキュムレータ90を備えて
おり、このアキュムレータ90は窒素配管91を介して
接続された窒素ボンベ92によって加圧されている。ア
キュムレータ90の底部には注水配管93の一端が接続
されており、この注水配管93の他端は吐出配管20の
途中に分岐するようにして接続されている。注水配管9
3の途中には逆止弁94及び窒素流入防止弁95が設け
られている。また、アキュムレータ90にはアキュムレ
ータ水位計96が設けられており、このアキュムレータ
水位計96からの水位低信号によって窒素流入防止弁9
5が閉止される。
【0099】そして、本実施形態においては、破断事故
が発生した場合に低圧炉心注水系16に加えてアキュム
レータ90からの注水が可能であり、また、窒素流入防
止弁95を設けたので、原子炉圧力容器2内に多量の窒
素が流入して静的格納容器冷却系の性能が劣化するよう
なことがない。
が発生した場合に低圧炉心注水系16に加えてアキュム
レータ90からの注水が可能であり、また、窒素流入防
止弁95を設けたので、原子炉圧力容器2内に多量の窒
素が流入して静的格納容器冷却系の性能が劣化するよう
なことがない。
【0100】以上述べたように本実施形態によれば、原
子炉圧力容器2内への注水手段として、低圧炉心注水系
16とは別にアキュムレータ90を設置したので、原理
の異なる複数の注水手段が確保されている。このため、
共通原因故障の発生確率を低減させて原子炉の安全性を
大幅に向上させることができる。
子炉圧力容器2内への注水手段として、低圧炉心注水系
16とは別にアキュムレータ90を設置したので、原理
の異なる複数の注水手段が確保されている。このため、
共通原因故障の発生確率を低減させて原子炉の安全性を
大幅に向上させることができる。
【0101】
【発明の効果】以上述べたように本発明によれば、原子
炉容器内で生成された蒸気によって駆動されるスチーム
インジェクタによって原子炉容器内に注水するようにし
たので、中小破断事故等に対して適切に対応することが
でき、高い安全性と良好な経済性を備えた原子炉を提供
することができる。
炉容器内で生成された蒸気によって駆動されるスチーム
インジェクタによって原子炉容器内に注水するようにし
たので、中小破断事故等に対して適切に対応することが
でき、高い安全性と良好な経済性を備えた原子炉を提供
することができる。
【図1】本発明による原子炉の第1実施形態の概略を示
した縦断面図。
した縦断面図。
【図2】GDCS配管破断時の炉内圧力及び注水流量の
経時変化を示したグラフ。
経時変化を示したグラフ。
【図3】GDCS配管破断時の炉内水位の経時変化を示
したグラフ。
したグラフ。
【図4】GDCS配管破断時の格納容器内圧力の経時変
化を示したグラフ。
化を示したグラフ。
【図5】RPVドレン配管破断時の炉内圧力及び注水流
量の経時変化を示したグラフ。
量の経時変化を示したグラフ。
【図6】RPVドレン配管破断時の炉内水位の経時変化
を示したグラフ。
を示したグラフ。
【図7】RPVドレン配管破断時の格納容器内圧力の経
時変化を示したグラフ。
時変化を示したグラフ。
【図8】主蒸気管5%破断時の炉内圧力及び注水流量の
経時変化を示したグラフ。
経時変化を示したグラフ。
【図9】主蒸気管5%破断時の炉内水位の経時変化を示
したグラフ。
したグラフ。
【図10】主蒸気管20%破断時の炉内圧力及び注水流
量の経時変化を示したグラフ。
量の経時変化を示したグラフ。
【図11】主蒸気管20%破断時の炉内水位の経時変化
を示したグラフ。
を示したグラフ。
【図12】図2乃至図11に示した解析結果をまとめた
図。
図。
【図13】本発明による原子炉の第2実施形態の概略を
示した縦断面図。
示した縦断面図。
【図14】本発明による原子炉の第3実施形態の概略を
示した縦断面図。
示した縦断面図。
【図15】本発明による原子炉の第4実施形態の概略を
示した系統図。
示した系統図。
【図16】同実施形態の変形例の概略を示した系統図。
【図17】本発明による原子炉の第5実施形態の概略を
示した系統図。
示した系統図。
【図18】本発明による原子炉の第6実施形態の概略を
示した系統図。
示した系統図。
【図19】同実施形態の第1の変形例の概略を示した系
統図。
統図。
【図20】同実施形態の第2の変形例の概略を示した系
統図。
統図。
【図21】同実施形態の第3の変形例の概略を示した系
統図。
統図。
【図22】本発明による原子炉の第7実施形態のスチー
ムインジェクタを示した縦断面図。
ムインジェクタを示した縦断面図。
【図23】同スチームインジェクタの要部を示した斜視
図。
図。
【図24】同実施形態の作用を説明するグラフ。
【図25】本発明による原子炉の第9実施形態のスチー
ムインジェクタを示した部分断面斜視図。
ムインジェクタを示した部分断面斜視図。
【図26】本発明による第10実施形態の概略を示した
系統図。
系統図。
【図27】従来のSBWRの概略を示した縦断面図。
【図28】同SBWRのLOCA時の作用を説明する縦
断面図。
断面図。
【図29】同SBWRにおけるLOCA発生後の炉内圧
力、炉内水位及び注水流量の経時変化を示したグラフ。
力、炉内水位及び注水流量の経時変化を示したグラフ。
【図30】同SBWRの火薬駆動型減圧弁の設置箇所を
示した斜視図。
示した斜視図。
1 原子炉格納容器 2 原子炉圧力容器 3 炉心 4 主蒸気管 5 自動減圧系 6 主蒸気逃し安全弁 7 排気管 9 サプレッションプール 10 重力落下式炉心注水系(GDCS) 11 GDCSプール 12 GDCS配管 13 GDCS注水ノズル 15 GDCS注水開始弁 16 低圧炉心注水系(SI−LPCI) 17、80 スチームインジェクタ 18、31、40 給水配管 19、33、41 給水弁 20 吐出配管 21 吐出逆止弁 22 蒸気供給配管 23 蒸気供給弁 24、35、43 起動用ドレン配管 25、36、44 起動用ドレン逆止弁 30 SI−LPCIタンク 32、56 給水逆止弁 34、42 起動用ドレン容器 45、55 蒸気逆止弁 50 弁駆動機構 51 窒素供給配管 52 窒素アキュムレータ 53 分岐配管 54 電磁弁 57 モータ 60 オリフィス 61 LPCI注水ノズル 62 注水開始弁 70 自圧式アクチュエータ 71、81 水ノズル 72 蒸気配管 82 蒸気ノズル 83 混合ノズル 90 アキュムレータ 91 窒素配管 92 窒素ボンベ 93 注水配管 94 蒸気減圧弁
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 田 畑 広 明 東京都千代田区大手町1丁目6番1号 日 本原子力発電株式会社内 (72)発明者 菅 野 実 東京都千代田区大手町1丁目6番1号 日 本原子力発電株式会社内 (72)発明者 吉 久 恭 正 東京都千代田区大手町1丁目6番1号 日 本原子力発電株式会社内 (72)発明者 奈良林 直 神奈川県川崎市幸区小向東芝町1 株式会 社東芝研究開発センター内 (72)発明者 新 井 健 司 神奈川県川崎市幸区小向東芝町1 株式会 社東芝研究開発センター内 (72)発明者 矢 野 隆 神奈川県横浜市磯子区新杉田町8番地 株 式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者 塩 入 章 夫 神奈川県横浜市磯子区新杉田町8番地 株 式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者 及 川 弘 秀 神奈川県横浜市磯子区新杉田町8番地 株 式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者 水 町 渉 神奈川県横浜市磯子区新杉田町8番地 株 式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者 安 岡 誠 東京都港区芝浦一丁目1番1号 株式会社 東芝本社事務所内
Claims (15)
- 【請求項1】原子炉容器と、この原子炉容器内で生成さ
れた蒸気によって駆動されるスチームインジェクタと、
このスチームインジェクタに前記原子炉容器内で生成さ
れた蒸気を供給する蒸気供給手段と、前記スチームイン
ジェクタに送られる水を貯えた貯水手段と、この貯水手
段に貯えられた水を前記スチームインジェクタに供給す
る給水手段と、この給水手段によって前記スチームイン
ジェクタに送られて加圧された水を前記原子炉容器内に
注入する吐出手段と、前記スチームインジェクタを起動
する際に生じる起動用ドレン水を排出する排水手段と、
この排水手段によって排出された起動用ドレン水を受け
入れるドレン水受け手段とを備えたことを特徴とする原
子炉。 - 【請求項2】前記原子炉は重力落下式炉心注水系の水源
を備え、前記貯水手段は前記水源であることを特徴とす
る請求項1記載の原子炉。 - 【請求項3】前記原子炉は原子炉格納容器を備え、前記
貯水手段は前記原子炉格納容器の外部に設置されている
ことを特徴とする請求項1記載の原子炉。 - 【請求項4】前記原子炉はサプレッションプールを備
え、前記ドレン水受け手段は前記サプレッションプール
であることを特徴とする請求項1乃至請求項3のいずれ
か一項に記載の原子炉。 - 【請求項5】前記原子炉は原子炉格納容器を備え、前記
ドレン水受け手段は前記原子炉格納容器の内部に設けら
れた気密構造の容器を有することを特徴とする請求項1
乃至請求項3のいずれか一項に記載の原子炉。 - 【請求項6】前記原子炉は原子炉格納容器を備え、前記
ドレン水受け手段は前記原子炉格納容器の外部に設けら
れた気密構造の容器を有することを特徴とする請求項1
乃至請求項3のいずれか一項に記載の原子炉。 - 【請求項7】前記原子炉はサプレッションプールを備
え、前記貯水手段は前記サプレッションプールであるこ
とを特徴とする請求項5又は請求項6に記載の原子炉。 - 【請求項8】前記蒸気供給手段は遠隔操作によって開閉
可能な蒸気供給弁および蒸気減圧弁を有することを特徴
とする請求項1乃至請求項7のいずれか一項に記載の原
子炉。 - 【請求項9】前記給水手段は遠隔操作によって開閉可能
な給水弁を有することを特徴とする請求項1乃至請求項
8のいずれか一項に記載の原子炉。 - 【請求項10】前記原子炉は重力落下式炉心注水系の注
水配管を備え、前記吐出手段は、前記注水配管の途中に
一端が接続され、他端が前記スチームインジェクタに接
続された吐出配管を有することを特徴とする請求項1乃
至請求項9のいずれか一項に記載の原子炉。 - 【請求項11】前記原子炉は、主蒸気逃し安全弁と、こ
の主蒸気逃し安全弁に接続された排気管とを備え、前記
蒸気供給手段は、前記排気管の途中に設けられたオリフ
ィスと、このオリフィスと前記主蒸気逃し安全弁との間
の前記排気管に一端が接続され、他端が前記スチームイ
ンジェクタに接続された蒸気供給配管とを有することを
特徴とする請求項1乃至請求項10のいずれか一項に記
載の原子炉。 - 【請求項12】作動蒸気の圧力範囲が異なる複数の前記
スチームインジェクタを有することを特徴とする請求項
1乃至請求項11のいずれか一項に記載の原子炉。 - 【請求項13】前記スチームインジェクタは、前記原子
炉容器からの蒸気によって駆動されるアクチュエータ
と、このアクチュエータによってその引き抜き長さを調
節し得る水ノズルとを有することを特徴とする請求項1
乃至請求項12のいずれか一項に記載の原子炉。 - 【請求項14】前記スチームインジェクタは、所定形状
の一対の細長板状体を対向して形成された水ノズルと、
この水ノズルの外側に設けられた細長の蒸気ノズルと、
前記水ノズル及び前記蒸気ノズルの下流側に設けられた
細長の混合ノズルとを有することを特徴とする請求項1
乃至請求項13のいずれか一項に記載の原子炉。 - 【請求項15】前記原子炉は、加圧された窒素の圧力を
利用して前記原子炉容器内に注水する注水手段を有する
ことを特徴とする請求項1乃至請求項14のいずれか一
項に記載の原子炉。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP8052131A JPH09243779A (ja) | 1996-03-08 | 1996-03-08 | 原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP8052131A JPH09243779A (ja) | 1996-03-08 | 1996-03-08 | 原子炉 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH09243779A true JPH09243779A (ja) | 1997-09-19 |
Family
ID=12906322
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP8052131A Pending JPH09243779A (ja) | 1996-03-08 | 1996-03-08 | 原子炉 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPH09243779A (ja) |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2007205923A (ja) * | 2006-02-02 | 2007-08-16 | Toshiba Corp | 沸騰水型原子力発電設備 |
JP2012225895A (ja) * | 2011-04-15 | 2012-11-15 | Korea Atomic Energy Research Inst | Sboとloca対処被動高圧安全注入タンクシステム |
CN105070326A (zh) * | 2015-08-18 | 2015-11-18 | 上海核工程研究设计院 | 核电站的一回路充排*** |
CN105070325A (zh) * | 2015-08-14 | 2015-11-18 | 上海核工程研究设计院 | 一种采用蒸汽喷射泵的核电站安注*** |
-
1996
- 1996-03-08 JP JP8052131A patent/JPH09243779A/ja active Pending
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2007205923A (ja) * | 2006-02-02 | 2007-08-16 | Toshiba Corp | 沸騰水型原子力発電設備 |
JP2012225895A (ja) * | 2011-04-15 | 2012-11-15 | Korea Atomic Energy Research Inst | Sboとloca対処被動高圧安全注入タンクシステム |
CN105070325A (zh) * | 2015-08-14 | 2015-11-18 | 上海核工程研究设计院 | 一种采用蒸汽喷射泵的核电站安注*** |
CN105070326A (zh) * | 2015-08-18 | 2015-11-18 | 上海核工程研究设计院 | 核电站的一回路充排*** |
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