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
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- pressure vessel
- water tank
- coolant
- reactor pressure
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
Classifications
-
- 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 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US20040196948A1 (en) | Integral pwr with diverse emergency cooling and method of operating same | |
| US4587079A (en) | System for the emergency cooling of a pressurized water nuclear reactor core | |
| JPS62187291A (ja) | 原子炉の受動的安全装置 | |
| US4950448A (en) | Passive heat removal from containment | |
| US5828714A (en) | Enhanced passive safety system for a nuclear pressurized water reactor | |
| CN210271804U (zh) | 一种注水式铅铋快堆应急余热排出*** | |
| JPS60235092A (ja) | 原子炉非常用炉心冷却装置 | |
| WO1998013832A1 (en) | Gap structure for nuclear reactor vessel | |
| US4998509A (en) | Passive heat removal from containment | |
| JP2899979B2 (ja) | 高温ガス炉 | |
| CN108447570B (zh) | 船用反应堆及其二次侧非能动余热排出*** | |
| JP2548838B2 (ja) | 加圧水型原子炉の炉心崩壊熱除去装置 | |
| JPS6375691A (ja) | 自然循環型原子炉 | |
| JPH05142380A (ja) | 非常用炉心冷却設備 | |
| JP2902142B2 (ja) | 溶融炉心冷却設備 | |
| US4064001A (en) | Hot leg relief system | |
| JPS60259995A (ja) | 非常用炉心冷却装置 | |
| JP2918353B2 (ja) | 原子炉格納容器 | |
| JPH01176988A (ja) | 原子炉格納容器 | |
| JPS59203994A (ja) | 沸騰水型原子炉の水位計測装置 | |
| JPS6053887A (ja) | 自然循環型原子炉プラント | |
| JPH0434041B2 (ja) | ||
| Marguet | The Secondary Circuit and the Cold Source | |
| JP3125596B2 (ja) | 原子炉の非常用炉心冷却設備 | |
| JPS6055292A (ja) | 燃料集合体 |