JPS60235092A - 原子炉非常用炉心冷却装置 - Google Patents
原子炉非常用炉心冷却装置Info
- Publication number
- JPS60235092A JPS60235092A JP59089496A JP8949684A JPS60235092A JP S60235092 A JPS60235092 A JP S60235092A JP 59089496 A JP59089496 A JP 59089496A JP 8949684 A JP8949684 A JP 8949684A JP S60235092 A JPS60235092 A JP S60235092A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- pressure vessel
- water tank
- coolant
- reactor pressure
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- Pending
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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】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
[発明の技術分野]
本発明は、原子炉非常用炉心冷却装置、特に原子炉の配
管破断等による冷却材喪失事故発生時に速やかに冷却材
を補給することができる原子炉非常用炉心冷却装置に関
する。
管破断等による冷却材喪失事故発生時に速やかに冷却材
を補給することができる原子炉非常用炉心冷却装置に関
する。
[発明の技術的背景とその問題点コ
沸騰水型原子炉、加圧木型原子炉、自然循環型原子炉等
の水冷却原子炉においては、冷却材は非常に重要な働き
をなすから、配管破断等による原子炉圧力容器内の冷却
材喪失事故時における冷却材の補給については、嗜・々
の対策がなされている。
の水冷却原子炉においては、冷却材は非常に重要な働き
をなすから、配管破断等による原子炉圧力容器内の冷却
材喪失事故時における冷却材の補給については、嗜・々
の対策がなされている。
このことを一般的な自然循環型原子炉の概略構成図を示
す第1図により説明する。同図に示めすように、原子炉
圧力容器1内には円筒状のシュラウド2が同心的に設け
られ、そのシュラウド2内に炉心3が配設されている。
す第1図により説明する。同図に示めすように、原子炉
圧力容器1内には円筒状のシュラウド2が同心的に設け
られ、そのシュラウド2内に炉心3が配設されている。
また、原子炉圧力容器1の内壁面とシュラウド2とによ
って断面環状にダウンカマ部4が形成されて、そのダウ
ンカマ部4の上方に複数の熱交換器5が設けられている
。
って断面環状にダウンカマ部4が形成されて、そのダウ
ンカマ部4の上方に複数の熱交換器5が設けられている
。
しかして、炉心3における冷却材は、その炉心3で発生
した熱によって加熱されて沸騰しながら炉心3の上方部
のライザ部6を上昇し、そこで発生した蒸気は熱交換器
5で凝縮されてダウンカマ部4に落下する。ここで、炉
心3およびライザ部6の冷却材の密度とダウンカマ部4
の冷却材の密度との差によって駆動力が生じるので、ダ
ウンカマ部4の冷却材は下降して炉心3の下部に流入し
、さらに炉心3へと流れる自然循環冷却が行なわれる。
した熱によって加熱されて沸騰しながら炉心3の上方部
のライザ部6を上昇し、そこで発生した蒸気は熱交換器
5で凝縮されてダウンカマ部4に落下する。ここで、炉
心3およびライザ部6の冷却材の密度とダウンカマ部4
の冷却材の密度との差によって駆動力が生じるので、ダ
ウンカマ部4の冷却材は下降して炉心3の下部に流入し
、さらに炉心3へと流れる自然循環冷却が行なわれる。
一方、原子炉圧力容器1に接続された配管の万一の破断
等による冷却材喪失事故に対処するため、従来は第2図
に示すように冷却材を溜めておくための水槽7が原子炉
圧力容器1よりも高所に配置されている。この原子炉圧
力容器1と水槽7との間を通常は閉状態の弁8を介して
配管9で接続している。そして、万一冷却材喪失事故が
発生した場合は、弁8を開き水槽7内の冷却材を重力に
よって原子炉圧力容器1内に補給して炉心を冠水状態に
保つことができるように構成しである。
等による冷却材喪失事故に対処するため、従来は第2図
に示すように冷却材を溜めておくための水槽7が原子炉
圧力容器1よりも高所に配置されている。この原子炉圧
力容器1と水槽7との間を通常は閉状態の弁8を介して
配管9で接続している。そして、万一冷却材喪失事故が
発生した場合は、弁8を開き水槽7内の冷却材を重力に
よって原子炉圧力容器1内に補給して炉心を冠水状態に
保つことができるように構成しである。
ところが、このような重力のみによる冷却材の供給では
、原子炉圧力容器1内の圧力が十分低下するまで冷却材
の供給ができないという不具合がある。さらに、冷却材
供給開始後の流量も原子炉圧力容器1内の圧力が水槽7
内の圧力よりも高いために、少なくなってしまうという
不具合がある。
、原子炉圧力容器1内の圧力が十分低下するまで冷却材
の供給ができないという不具合がある。さらに、冷却材
供給開始後の流量も原子炉圧力容器1内の圧力が水槽7
内の圧力よりも高いために、少なくなってしまうという
不具合がある。
[発明の目的]
本発明は、上記事情に鑑みてなされたもので、その目的
は、冷却材喪失事故時に冷却材を速やかにかつ多量に原
子炉圧力容器内に供給し得るようにした原子炉非常用炉
心冷却装置を提供することにある。
は、冷却材喪失事故時に冷却材を速やかにかつ多量に原
子炉圧力容器内に供給し得るようにした原子炉非常用炉
心冷却装置を提供することにある。
[発明の概要1
本発明は、上記目的を達成するために、原子炉の配管破
断等による冷却材喪失事故時に原子炉圧力容器内で発生
した蒸気を原子炉より高所に配設しである水槽に導きこ
の水槽内の圧力を原子炉圧力容器内の圧力に等しくせし
めることによって水槽内の冷却材が炉心内に速やかに注
入されるようにした原子炉非常用炉心冷却装置に係わる
ものである。
断等による冷却材喪失事故時に原子炉圧力容器内で発生
した蒸気を原子炉より高所に配設しである水槽に導きこ
の水槽内の圧力を原子炉圧力容器内の圧力に等しくせし
めることによって水槽内の冷却材が炉心内に速やかに注
入されるようにした原子炉非常用炉心冷却装置に係わる
ものである。
[発明の実施例]
以下、第3図および第4図を参照して本発明の一実施例
について説明する。なお、図中第2図と同一部分には同
一符号を付して、説明するものとする。同図に示すよう
に、冷却材を溜めておくための水槽7が原子炉圧力容器
1よりも高所に配置しており、この原子炉圧力容器1と
水槽7との間を通常は閉状態の弁8を介して配管9で接
続している。また、冷却材喪失事故時に、原子炉圧力容
器1内で発生した蒸気を水槽7に導入するための配管1
1を原子炉圧力容器1の上部と水槽7の上部との間に配
設し、この配管11の途中に弁10を通常は閉状態で設
置している。さらに、原子炉圧力容器1と水槽7の圧力
差を測るための差圧計12が原子炉圧力容器1と水槽7
との間に設けた差圧管13に取付られている。
について説明する。なお、図中第2図と同一部分には同
一符号を付して、説明するものとする。同図に示すよう
に、冷却材を溜めておくための水槽7が原子炉圧力容器
1よりも高所に配置しており、この原子炉圧力容器1と
水槽7との間を通常は閉状態の弁8を介して配管9で接
続している。また、冷却材喪失事故時に、原子炉圧力容
器1内で発生した蒸気を水槽7に導入するための配管1
1を原子炉圧力容器1の上部と水槽7の上部との間に配
設し、この配管11の途中に弁10を通常は閉状態で設
置している。さらに、原子炉圧力容器1と水槽7の圧力
差を測るための差圧計12が原子炉圧力容器1と水槽7
との間に設けた差圧管13に取付られている。
ここで、冷却材喪失事故が発生した場合を想定すると、
冷却材喪失事故が発生すると、直ちに弁10を開き、原
子炉圧力容器1内で発生した蒸気を配管11を介して水
槽7の水面よりも上に導く。
冷却材喪失事故が発生すると、直ちに弁10を開き、原
子炉圧力容器1内で発生した蒸気を配管11を介して水
槽7の水面よりも上に導く。
そうすると、原子炉圧力容器1内の圧力が減少するのに
対して水槽7内の圧力は上昇するため、しばらくすると
原子炉圧力容器1内の圧力と水槽7の圧力はほぼ等しく
なる。この両者の圧力差は、差圧管13に設けられてい
る差圧計12によって監視し、差圧が十分小さくなった
ときに水槽7と原子炉圧力容器1とを接続する配管9に
設けられている弁8を開くと、水槽7内の水は配管9を
介して原子炉圧力容器1内に速やかに注入される。
対して水槽7内の圧力は上昇するため、しばらくすると
原子炉圧力容器1内の圧力と水槽7の圧力はほぼ等しく
なる。この両者の圧力差は、差圧管13に設けられてい
る差圧計12によって監視し、差圧が十分小さくなった
ときに水槽7と原子炉圧力容器1とを接続する配管9に
設けられている弁8を開くと、水槽7内の水は配管9を
介して原子炉圧力容器1内に速やかに注入される。
また、水槽7の水面に浮き板(図示せず)を浮かべ原子
炉圧力容器1からの蒸気をこの浮き板の上に導入するよ
うにすれば、導入した蒸気の凝縮は少くなるので、水槽
7から原子炉圧力容器1内への冷却水の注入をさらに速
やかに行なうことができる。
炉圧力容器1からの蒸気をこの浮き板の上に導入するよ
うにすれば、導入した蒸気の凝縮は少くなるので、水槽
7から原子炉圧力容器1内への冷却水の注入をさらに速
やかに行なうことができる。
第4図は、配管破断後における冷却材供給量の変化を示
す線図であって、従来装置の場合は、冷却材供給量aは
点線で示すように原子炉圧力容器の圧力b (一点鎖線
)が十分下がらないと水槽内の冷却水が原子炉圧力容器
内に流入しない。これに対して本発明の場合は、冷却材
供給量Cは実線で示すように水槽内の圧力d (二点鎖
線)が時間とともに高くなるので原子炉圧力容器内の圧
力が高い時期にも冷却水の供給が行なわれる。したがっ
て、原子炉圧力容器内の水位低下を最小限に押えること
ができることが分る。このことを更に第5図の配管破断
発生後における原子炉圧力容器内の水位の変化を示す線
図について説明すると、従来装置の場合は、破断発生後
における原子炉圧力容器内の水位変化eは、点線で示す
ように低下する°のでその水位回復には相当の時間を要
するのに対して本発明の場合は、その水位変化tは実線
で示すように従来の水位変化eに較べて逃かに小さいこ
とが分る。したがって、その水位回復に要する時間も従
来装置に比べて遥かに短かくなる。なお、炉心最上部位
置をg (一点鎖線)にて示している。
す線図であって、従来装置の場合は、冷却材供給量aは
点線で示すように原子炉圧力容器の圧力b (一点鎖線
)が十分下がらないと水槽内の冷却水が原子炉圧力容器
内に流入しない。これに対して本発明の場合は、冷却材
供給量Cは実線で示すように水槽内の圧力d (二点鎖
線)が時間とともに高くなるので原子炉圧力容器内の圧
力が高い時期にも冷却水の供給が行なわれる。したがっ
て、原子炉圧力容器内の水位低下を最小限に押えること
ができることが分る。このことを更に第5図の配管破断
発生後における原子炉圧力容器内の水位の変化を示す線
図について説明すると、従来装置の場合は、破断発生後
における原子炉圧力容器内の水位変化eは、点線で示す
ように低下する°のでその水位回復には相当の時間を要
するのに対して本発明の場合は、その水位変化tは実線
で示すように従来の水位変化eに較べて逃かに小さいこ
とが分る。したがって、その水位回復に要する時間も従
来装置に比べて遥かに短かくなる。なお、炉心最上部位
置をg (一点鎖線)にて示している。
[発明の効果]
本発明の原子炉非常用炉心冷却装置によれば、原子炉の
冷部材喪失事故時に冷却材を速やかに多量に供給するこ
とが可能となったので、原子炉圧力容器内の水位回復に
要する時間が短縮でき炉心部の加熱現象を確実に防止す
ることができる。したがって、原子炉の炉心冷却に対す
る信頼性が増すので、その安全性が向上するというすぐ
れた効果を奏する。
冷部材喪失事故時に冷却材を速やかに多量に供給するこ
とが可能となったので、原子炉圧力容器内の水位回復に
要する時間が短縮でき炉心部の加熱現象を確実に防止す
ることができる。したがって、原子炉の炉心冷却に対す
る信頼性が増すので、その安全性が向上するというすぐ
れた効果を奏する。
第1図は従来の自然循環型原子炉の概略構成図、第2図
は従来の原子炉プラントの概略系統図、第3図は本発明
の一実施例の概略系統図、第4図は配管破断発生後にお
ける冷却材供給量および原子炉圧力容器内と水槽内の圧
力変化を示す線図、第5図は配管破断発生後における原
子炉圧力容器内の水位変化を示す線図である。 1・・・原子炉圧力容器 3・・・炉心7・・・水槽
8.10・・・弁 9.11・・・配管 12・・・差圧計代理人 弁理士
則 近 憲 佑(ほか1名)第 1 図
は従来の原子炉プラントの概略系統図、第3図は本発明
の一実施例の概略系統図、第4図は配管破断発生後にお
ける冷却材供給量および原子炉圧力容器内と水槽内の圧
力変化を示す線図、第5図は配管破断発生後における原
子炉圧力容器内の水位変化を示す線図である。 1・・・原子炉圧力容器 3・・・炉心7・・・水槽
8.10・・・弁 9.11・・・配管 12・・・差圧計代理人 弁理士
則 近 憲 佑(ほか1名)第 1 図
Claims (2)
- (1)原子炉の配管破断等による冷却材喪失事故時に原
子炉圧力容器内の炉心に冷却材を供給するようにした原
子炉非常用炉心冷却装置において、抽−記原子炉圧力容
器と水頭差を有する水槽を配設するとともに前記冷却材
喪失事故時に前記原子炉圧力容器内で発生した蒸気を前
記水槽に導く配管を配設したことを特徴とする原子炉非
常用炉心冷却装置。 - (2)水槽内の水面に浮き板を浮かべ原子炉圧力容器か
らの蒸気を前記浮き板上に導入するようにした特許請求
の範囲第1項記載の原子炉非常用炉心冷却装置。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP59089496A JPS60235092A (ja) | 1984-05-07 | 1984-05-07 | 原子炉非常用炉心冷却装置 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP59089496A JPS60235092A (ja) | 1984-05-07 | 1984-05-07 | 原子炉非常用炉心冷却装置 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS60235092A true JPS60235092A (ja) | 1985-11-21 |
Family
ID=13972367
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP59089496A Pending JPS60235092A (ja) | 1984-05-07 | 1984-05-07 | 原子炉非常用炉心冷却装置 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS60235092A (ja) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5120490A (en) * | 1988-09-21 | 1992-06-09 | Hitachi, Ltd. | Liquid filling method for a high-temperature and high-pressure vessel and apparatus therefor |
US5217680A (en) * | 1988-09-21 | 1993-06-08 | Hitachi, Ltd. | Liquid filling method for a high-temperature and high-pressure vessel and apparatus therefor |
JP2015524559A (ja) * | 2012-07-19 | 2015-08-24 | セルベクス テクノロヒア イ バローレス,エセ.エレ. | 原子力発電所、ヒューズ装置を備える安全システム、および、重力エレベーター |
-
1984
- 1984-05-07 JP JP59089496A patent/JPS60235092A/ja active Pending
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5120490A (en) * | 1988-09-21 | 1992-06-09 | Hitachi, Ltd. | Liquid filling method for a high-temperature and high-pressure vessel and apparatus therefor |
US5217680A (en) * | 1988-09-21 | 1993-06-08 | Hitachi, Ltd. | Liquid filling method for a high-temperature and high-pressure vessel and apparatus therefor |
JP2015524559A (ja) * | 2012-07-19 | 2015-08-24 | セルベクス テクノロヒア イ バローレス,エセ.エレ. | 原子力発電所、ヒューズ装置を備える安全システム、および、重力エレベーター |
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