JPS6030918B2 - Nuclear reactor emergency cooling system - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、原子炉の緊急炉心冷却装置に係り、特に炉心
からの蒸気上昇流によるスプレー水の炉心への流入抑制
を無くし、スプレー冷却効果を高めるのに好適な原子炉
の緊急炉心冷却装置に関する。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION The present invention relates to an emergency core cooling system for a nuclear reactor, and in particular to an atomic system suitable for eliminating the suppression of spray water flowing into the core due to an upward flow of steam from the reactor core and enhancing the spray cooling effect. Concerning an emergency core cooling system for a reactor.

従釆における緊急炉心冷却装置について第１図によって
説明する。The emergency core cooling system in the secondary will be explained with reference to FIG.

原子炉容器２は、原子炉格納容器９内に配置される。２
系統ある再循環系配管１の一部が破断するような冷却材
喪失事故が起きると、原子炉容器２内の冷却水は破断□
３から流出し、原子炉容器２内の炉心４は空焼き状態に
なる。The reactor vessel 2 is arranged within a reactor containment vessel 9. 2
If a coolant loss accident occurs in which a part of the systematic recirculation system piping 1 ruptures, the cooling water in the reactor vessel 2 will rupture □
3, and the reactor core 4 in the reactor vessel 2 becomes dry fired.

破断口３から流出した冷却水は蒸気となりべント管１川
こよって圧力抑制プール６内に導かれ凝縮される。事故
が起こると原子炉は直ちに停止する。炉心４では賭解熱
の発生が長時間続くため、炉０４の空焼き状態が長く続
くと燃料の温度が上昇し、破損するおそれがある。沸騰
水型原子炉では、このような事故に対処して崩解熱を有
効に除去し、燃料破損を防止することを目的として炉心
スプレー系５が設置されている。炉心スプレー系５は、
事故時に原子炉格納容器９内の下部に設けられる圧力抑
制プール６内の冷却水をポンプ７によって吐出し、リン
グヘツダ８を介して炉０４上部から散布するものである
。しかし、スプレー水が全部炉心部に流入せず「炉心部
に存在する燃料の冷却が不十分となるために、燃料の破
損を引起こす危険性がある。本発明は、上記した従釆技
術の欠点をなくし、炉心部に流入する散布冷却剤の量を
増加させることを目的とする。The cooling water flowing out from the break port 3 turns into steam and is guided into the pressure suppression pool 6 through the vent pipe 1 and condensed. When an accident occurs, the reactor shuts down immediately. Since gambling heat continues to be generated in the reactor core 4 for a long time, if the furnace 04 is left in an empty firing state for a long time, the temperature of the fuel will rise and there is a risk of damage. In a boiling water reactor, a core spray system 5 is installed for the purpose of dealing with such an accident, effectively removing the heat of disintegration, and preventing fuel damage. The core spray system 5 is
In the event of an accident, the cooling water in the pressure suppression pool 6 provided at the lower part of the reactor containment vessel 9 is discharged by the pump 7 and sprayed from the upper part of the reactor 04 via the ring header 8. However, if all the spray water does not flow into the reactor core, there is a risk that the fuel existing in the reactor core will not be sufficiently cooled, causing damage to the fuel. The aim is to eliminate the drawbacks and increase the amount of spray coolant flowing into the reactor core.

本発明の特徴は、炉心部より上昇する蒸気と熱交換され
た後炉心部に流入する時の温度が不飽和温度の状態にあ
る冷却材を散布することにある。A feature of the present invention is that a coolant whose temperature is at an unsaturated temperature when flowing into the reactor core after heat exchange with steam rising from the reactor core is distributed.

本発明は、以下に示す実験結果に基づいてなされたもの
である。第２図は、実験結果の１例を示すもので、上昇
蒸気流量２８５ｋｇ／ｈ、スプレー水温度５０℃場合の
散布スプレー流量と燃料集合体内に流入し落下した水量
との関係を示している。The present invention was made based on the experimental results shown below. FIG. 2 shows an example of experimental results, and shows the relationship between the spray flow rate and the amount of water flowing into the fuel assembly and falling when the rising steam flow rate is 285 kg/h and the spray water temperature is 50°C.

散布スプレー水流量が１０そ／ｍｊｎから５５夕／ｍｉ
ｎまでの間は流入抑制領域Ａであり、スプレー水流量に
関係なく落下水量は約１０ぞ／ｍｉｎで一定値をとって
いる。Spray water flow rate from 10s/mjn to 55s/mjn
The period up to n is the inflow suppression region A, and the amount of falling water is constant at about 10 zo/min regardless of the spray water flow rate.

しかし、散布スプレー水流量が５５夕／ｍｉｎをすぎる
と現象が不連続的に変化し、全量落下領域Ｂに入って、
散布スプレー水の全量が集合体内に流入落下するように
なる。この現象の変化は次の理由によるものである。ス
プレー水が散布されてから燃料集合体上端に到達するま
での間に水は吹上げ蒸気と熱交換することになる。However, when the spray water flow rate exceeds 55 m/min, the phenomenon changes discontinuously and the entire amount falls into region B.
The entire amount of spray water flows into the aggregate and falls. This change in phenomenon is due to the following reasons. The water exchanges heat with the blown-up steam during the period from when the spray water is sprayed until it reaches the upper end of the fuel assembly.

第２図におけるスプレー水流量が１０ぞ／ｍｉｎから５
５そ／ｍｉｎまでの間の流入抑制領域では、この水と蒸
気との熱交換が完全に行われている領域であり、燃料集
合体内に流入する水の温度は飽和に達している。散布す
るスプレー水の温度が一定であれば、水と蒸気との熱交
換量は散布するスプレー流量に比例して大きくなる。ス
プレ‐水流塁が約５５夕／ｍｉｎになると、スプレー水
が燃料集合体上騰に到達するまでの間に集合体から吹上
げてきた蒸気の全量を凝縮するようになる。したがって
、スプレ水流量が５５夕／ｍｉｎ以上の領域では、スプ
レー水は吹上げ蒸気の全量を凝縮してなお温度は飽和に
達しないことになる。一旦、このような領域に入ると、
燃料集合体内に流入したスプレー水はサブクール度を持
つことになるので、燃料集合体内で上昇蒸気の一部を凝
縮させる。すると、燃料集合体内での蒸気上昇流量が凝
縮した分だけ減少するので、蒸気上昇流によるスプレー
水の流入抑制効果が低減し、燃料集合体内へのスプレー
水の流入量が増加する。こ−の増加したスプレー水は、
サブクール度を持っているのであるから、ますます燃料
集合体内で蒸気を凝縮させる。このようにして、第２図
に示した全量落下領域では、スプレー水の流入量と蒸気
上昇流量との間にフィードバックがかかり、ついには散
布したスプレー水の全量が燃料集合体内に流入する。発
生蒸気は、すべて燃料集合体内で凝縮される。第２図に
示した全量落下領域での落下水量がスプレー水流量より
多くなっているのは、この蒸気の凝縮分を含んでいるた
めである。以上の実験結果にもとづき、蒸気上昇流によ
るスプレー水の流入抑制効果を解消し、散布したスプレ
ー水の全量が燃料集合体内に流入するような範囲を表わ
す散布スプレー水の温度と流量との関係は次のようにな
る。ＨＷミＨＳ−Ｇｕｐ（Ｈｕｐ一日Ｓ）／Ｗ．・・．
・・【１）ここに、ＨＷは散布スプレー水のヱンタルピ
、ＨＳはスプレー水の飽和ヱンタルピ、Ｇｕｐは蒸気上
昇流量、Ｈｕｐは蒸気のェンタルピ、Ｗは散布スプレー
流量である。The spray water flow rate in Figure 2 is from 10/min to 5
In the inflow suppression region up to 5 som/min, heat exchange between water and steam is completely performed, and the temperature of the water flowing into the fuel assembly has reached saturation. If the temperature of the spray water to be sprayed is constant, the amount of heat exchange between water and steam increases in proportion to the flow rate of the spray to be sprayed. When the spray-water flow rate reaches approximately 55 m/min, the spray water condenses the entire amount of steam that has blown up from the fuel assembly until it reaches the rise of the fuel assembly. Therefore, in a region where the spray water flow rate is 55 m/min or more, the temperature of the spray water does not reach saturation even though the entire amount of the blown up steam is condensed. Once you enter this area,
Since the spray water flowing into the fuel assembly has a subcool degree, a portion of the rising steam is condensed within the fuel assembly. Then, the upward flow rate of steam within the fuel assembly is reduced by the amount of condensation, so the effect of suppressing the inflow of spray water due to the upward flow of steam is reduced, and the amount of spray water flowing into the fuel assembly is increased. This increased spray water is
Since it has a subcooling degree, it causes more and more steam to condense within the fuel assembly. In this manner, in the full fall region shown in FIG. 2, feedback is applied between the inflow amount of spray water and the rising flow rate of steam, and eventually the entire amount of spray water that has been spread flows into the fuel assembly. All generated steam is condensed within the fuel assembly. The reason why the amount of water falling in the full fall area shown in FIG. 2 is greater than the flow rate of spray water is because it contains this steam condensation. Based on the above experimental results, the relationship between the temperature and flow rate of spray water that represents the range in which the effect of suppressing the inflow of spray water due to the upward steam flow is eliminated and the entire amount of spray water flows into the fuel assembly is determined. It will look like this: HW MiHS-Gup (Hup One Day S)/W.・・・．
...[1] Here, HW is the enthalpy of the dispersion spray water, HS is the saturated enthalpy of the spray water, Gup is the steam rising flow rate, Hup is the enthalpy of the steam, and W is the dispersion spray flow rate.

ｍ式において、Ｇｕｐ（Ｈｕｐ−ＨＷ）は、蒸気の全量
を凝縮させて飽和水にするときに放出されるェネルギを
表わす。In the m equation, Gup (Hup-HW) represents the energy released when the total amount of steam is condensed into saturated water.

これがすべて水側に伝えられたときの水のェンタルピ上
昇は、‘１）式の右辺第２項のように表わされる。した
がって、蒸気の全量を凝縮したときにスプレー水が丁度
飽和ェンタルピになるときの、散布スプレー水のヱンタ
ルピは｛１｝式の右辺で表わされる。散布スプレー水の
ヱンタルピが｛１｝式の右辺以下であれば、蒸気は必ら
ず全量凝縮し、散布スプレー水の全量が流入する。いま
、１例として蒸気上昇流量が３６０ｋ９／ｈの場合の全
量落下に必要なスプレー水の温度および流量の範囲を‘
１｝式から求めると、第３図のようになる。第３図にお
いてスプレー水流量は、燃料集合体１体相当の値である
。従来例ではスプレー水流量の平均値は約６０夕／ｍｉ
ｎである。このとき散布スプレー水温度が約５５℃以下
であれば蒸気上昇流によるスプレー水の流入抑制効果は
現われず、また５５℃以上であれば流入抑制効果が現わ
れることになる。一方、圧力抑制プール内の水の温度は
、事故後、第４図に示すように上昇する。これは、再循
環配管の破断によって流出した高温の冷却材がペント管
を通して圧力抑制プ−ル内に導びかれたためである。プ
ール水温が約６ｙｏではゞ一定になっているのは、プー
ル水を冷却する冷却器が有効に作動しているためである
。従来例によれば、炉心スプレー系が散水を開始するの
は事故後約３５〜４現砂であり、この時水温はすでに６
０ｑｏを越えている。したがって第３図に示した結果か
らわかるように従来例では蒸気上昇流による流入抑制効
果が現われることになる。以上の説明から、蒸気上昇流
によるスプレー水の流入抑制効果を無くし、散布スプレ
ー水の全量を炉心し流入せしめて、スプレー冷却効果を
高めるには、‘１１式で与えられる散布スプレー水の温
度および流量の範囲内でスプレー水を散布すればよいと
言える。When all this is transmitted to the water side, the increase in enthalpy of water is expressed as the second term on the right side of equation '1). Therefore, the enthalpy of spray water when the entire amount of steam is condensed and the spray water reaches just the saturated enthalpy is expressed by the right side of equation {1}. If the enthalpy of the spray water is less than or equal to the right-hand side of equation {1}, the entire amount of steam will definitely condense, and the entire amount of the spray water will flow in. Now, as an example, if the rising flow rate of steam is 360 k9/h, the range of temperature and flow rate of spray water required to drop the entire amount is ''.
1}, it becomes as shown in Fig. 3. In FIG. 3, the spray water flow rate is a value equivalent to one fuel assembly. In the conventional example, the average value of the spray water flow rate is approximately 60 m/mi.
It is n. At this time, if the spray water temperature is about 55° C. or lower, the effect of suppressing the inflow of the spray water due to the upward flow of steam will not appear, and if it is 55° C. or higher, the inflow suppressing effect will appear. On the other hand, the temperature of the water in the pressure suppression pool increases after the accident, as shown in Figure 4. This is because the high temperature coolant that flowed out due to the break in the recirculation pipe was led into the pressure suppression pool through the pent pipe. The reason why the pool water temperature remains constant at about 6yo is because the cooler that cools the pool water is operating effectively. According to the conventional example, the core spray system starts watering approximately 35 to 4 hours after the accident, and at this time the water temperature has already reached 6.
It exceeds 0qo. Therefore, as can be seen from the results shown in FIG. 3, in the conventional example, the effect of suppressing the inflow due to the upward flow of steam appears. From the above explanation, in order to eliminate the effect of suppressing the inflow of spray water due to the steam upward flow, allow the entire amount of spray water to flow into the core, and enhance the spray cooling effect, the temperature of the spray water given by Equation '11 and It can be said that it is sufficient to spray water within the flow rate range.

次に、‘１’式を満たすための具体的実施例について第
５図、第６図によって説明する。Next, a specific example for satisfying formula '1' will be described with reference to FIGS. 5 and 6.

第５図に示した実施例では、スプレー水として従来例と
同様に圧力抑制プール６内の水を利用している。In the embodiment shown in FIG. 5, water in the pressure suppression pool 6 is used as spray water, as in the conventional example.

しかし、本実施例ではプール水を炉心４上部から散布す
る前に冷却器５１によって冷却する。散布するスプレー
水流量１１と、冷却器５１を通過した後のスプレー水の
温度１２とを測定し、それぞれの信号を制御回路５２に
導びく。制御回路５２は、入力として与えられた流量お
よび温度とが０１式を満たす範囲内、すなわち第３図の
全量落下領域Ｂの範囲内にあるかどうかを判定するもの
である。全量落下領域Ｂの範囲内にあれば同回路５２か
らの出力信号はない。しかし、流量または水温が全量落
下領域Ｂの範囲外にある場合には、第３図の流入抑制領
域Ａと全量落下領域Ｂとの境界線Ｃからのずれに比例し
て出力信号を出す。この世力信号はポンプ７の回転数ま
たは流量調整弁の関度制御に使用され、スプレー流量を
増加させるか、または冷却器５１の二次冷却水量などを
制御して、スプレ−水温度を低下させるためのものであ
る。このような構成にしておくと、圧力抑制プール６内
の水温に関係なく、常に全量落下領域Ｂの範囲の水温お
よび流量をもったスプレー水を散布でき散布スプレー水
の全量を炉心内に流入させて冷却効果を向上させること
ができる。スプレー水温およびスプレー水流量を変える
必要はなく、一方を一定に保って他方のみを全量落下領
域Ｂ内に入るように調節してもよい。上部プレナムに吹
き上げる蒸気上昇流量および吹き上げられる蒸気のェン
タルピは、沸騰水型原子炉の出力等に応じてあらかじめ
求めることができる。第６図に示した実施例では、スプ
レー水として原子炉容器２を支持しているべデスタル６
２内の保有水６３を利用している点に特徴がある。例え
ば電気出力１００肌Ｗｅ級のマークＯ型原子炉では、ベ
デスタル６２は厚さ約２ｍのコンクリート製で、保有水
６３量は約２００である。通常運転時は圧力抑制プール
６内の水は冷却器の作用により約３０午○以下に制御さ
れているため、保有水６３の温度も約３０ｑｏ以下にな
っている。冷却材喪失事故が起きて、圧力抑制プール６
内の水が第４図に示すように上昇しても、ベデスタル６
２のコンクリートが断熱壁の如くに作用して、保有水６
３の温度は第７図に示すようにごくわずかしか上昇せず
、事故後３５〜４の砂の時点では約３３こ０、事故後３
分でも３５ｑｏ程度である。したがって、この保有水６
３をスプレー水として利用すれば、第３図からスプレー
流量は約４０そ／ｍｉｎ以上あれば良いことになる。一
方、従来例ではスプレー水流量は燃料集合体平均で約６
０そ／ｍｉｎあり、従来例によるスプレー水流量を確保
すれば散布スプレー水全量が流入することになる。なお
、第６図に示した実施例では、スプレー水の散布ととも
に保有水６３の液位が減少し、これを欄なうために、周
囲の圧力抑制プール６内の水が導通孔６４からべデスタ
ル６２内に流入する。However, in this embodiment, the pool water is cooled by the cooler 51 before being sprayed from the upper part of the reactor core 4. The flow rate 11 of the spray water to be sprayed and the temperature 12 of the spray water after passing through the cooler 51 are measured, and the respective signals are led to the control circuit 52. The control circuit 52 determines whether the flow rate and temperature given as input are within a range that satisfies Equation 01, that is, within the range of the total fall region B in FIG. If it is within the full fall area B, there is no output signal from the circuit 52. However, when the flow rate or water temperature is outside the range of the total drop area B, an output signal is output in proportion to the deviation from the boundary line C between the inflow suppression area A and the total drop area B in FIG. This power signal is used to control the rotation speed of the pump 7 or the flow rate regulating valve, and increases the spray flow rate or controls the secondary cooling water amount of the cooler 51 to lower the spray water temperature. It is for. With this configuration, regardless of the water temperature in the pressure suppression pool 6, it is possible to always spray water with a water temperature and flow rate within the range of the total drop area B, and the entire amount of the spray water can flow into the reactor core. cooling effect can be improved. There is no need to change the spray water temperature and the spray water flow rate; one may be kept constant and only the other may be adjusted so that the entire amount falls within the fall region B. The rising flow rate of steam blown up into the upper plenum and the enthalpy of the blown up steam can be determined in advance according to the output of the boiling water reactor, etc. In the embodiment shown in FIG. 6, the vedestal 6 supporting the reactor vessel 2 is used as spray water.
It is unique in that it uses the water 63 held within 2. For example, in a Mark O-type nuclear reactor with an electrical output of 100 kW, the vedestal 62 is made of concrete with a thickness of about 2 m, and the amount of water 63 retained is about 200 ml. During normal operation, the water in the pressure suppression pool 6 is controlled to below about 30 qo by the action of the cooler, so the temperature of the retained water 63 is also below about 30 qo. A loss of coolant accident occurred and pressure suppression pool 6
Even if the water inside rises as shown in Figure 4, Bedestal 6
The concrete in Step 2 acts like a heat insulating wall and retains water 6.
As shown in Figure 7, the temperature at No. 3 increased only slightly, and at the time of sand No. 35 to No. 4 after the accident, it was approximately 33°C.
Even a minute is about 35 qo. Therefore, this retained water 6
3 as spray water, the spray flow rate should be about 40 som/min or more from FIG. 3. On the other hand, in the conventional example, the average spray water flow rate for the fuel assembly was approximately 6
0 so/min, and if the spray water flow rate according to the conventional example is secured, the entire amount of spray water will flow in. In the embodiment shown in FIG. 6, the liquid level of the retained water 63 decreases as the spray water is sprayed. It flows into the destination 62.

この流入する水は第４図に示したように温度が高いため
これをスプレーすると流入抑制効果が現われる可能性が
ある。しかし、スプレーが作動してから冷却を完了する
までに要する時間は従来例で第８図に示した如く約３分
であり、少なくとも３分間の間、最初に保有していた低
温の水がスプレーできれば、その後水温が高くなっても
冷却効果には直接影響しない。いま、電気出力１００■
ＭＷｅ級の原子炉では毎分約５０あのスプレー水を必要
とする。一方、ベデスタル６２内の保有水６３は約２０
０〆あるので、この保有水６３を有効に利用できれば約
４分間は低温の水をスプレーできる。したがって、流入
抑制効果が現われることなく冷却を完了することができ
る。このように低温の保有水６３を有効に利用するには
導通孔６４の位置はできるだけ上方にするのが好ましい
。第６図の例では導通孔６４の位置を、圧力抑制プール
６の液面をはさんで、ガス層６５とプール水とを含むよ
うにしている。このようにすると、高温の圧力抑制プー
ル６の水がべデスタル６２内に流入してきても、最初か
ら保有していた低温の水との間には伝導で熱が伝わるだ
けなので、保有水の温度上昇はほとんどなく、保有水の
ほとんど全量を有効に利用することができる。もちろん
、導通孔６４の位置は第６図の実施例にこだわるもので
はなく、その位置が圧力抑制プール６の液面下に没して
いても有効性がそこなわれるものではない。本発明によ
れば、原子炉の緊急炉心冷却装置作動時に現われる蒸気
上昇流による冷却材の流入抑制効果を無くすることがで
きるので、冷却効果が向上し、事故時の燃料温度を低下
させることができる。Since this inflowing water has a high temperature as shown in FIG. 4, spraying this water may have an effect of suppressing inflow. However, the time required from the start of the spray to the completion of cooling is approximately 3 minutes in the conventional example as shown in Figure 8, and for at least 3 minutes, the initially held low-temperature water is sprayed. If possible, even if the water temperature subsequently increases, it will not directly affect the cooling effect. Currently, electrical output is 100■
MWe class reactors require approximately 50 sprays of water per minute. On the other hand, the water retained in the vedestal 62 is approximately 20
0.0, so if this retained water 63 can be used effectively, low-temperature water can be sprayed for about 4 minutes. Therefore, cooling can be completed without the inflow suppressing effect appearing. In order to effectively utilize the low-temperature retained water 63 as described above, it is preferable to position the conduction hole 64 as high as possible. In the example shown in FIG. 6, the communication hole 64 is positioned across the liquid level of the pressure suppression pool 6 to include the gas layer 65 and the pool water. In this way, even if the high-temperature water in the pressure suppression pool 6 flows into the vedestal 62, heat is only transferred by conduction between it and the low-temperature water that was held from the beginning. There is almost no increase in the amount of water, and almost all of the retained water can be used effectively. Of course, the position of the communication hole 64 is not limited to the embodiment shown in FIG. 6, and even if the position is submerged below the liquid level of the pressure suppression pool 6, the effectiveness will not be impaired. According to the present invention, it is possible to eliminate the effect of suppressing the inflow of coolant due to the upward flow of steam that appears when the emergency core cooling system of a nuclear reactor is activated, thereby improving the cooling effect and reducing the fuel temperature at the time of an accident. can.

これは高温による燃料破損を防止するのに極めて有効で
ある。This is extremely effective in preventing fuel damage due to high temperatures.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of the drawing]

第１図は従来例による沸騰水型原子炉の緊急炉心冷却装
置の概略系統図、第２図はスプレー水流量と落下水量と
の関係を示す特性図、第３図は炉心部にスプレー水が全
量流入するためのスプレー水温度とスプレー水流量との
関係を示す特性図、第４図は冷却材喪失事故が発生した
時の圧力抑制プール内の水温の時間変化を示す特性図、
第５図は本発明の好適な一実施例である緊急炉心冷却装
置の概略系統図、第６図は本発明の他の実施例の概略系
統図、第７図は第６図に示すべデスタル内の保有水温度
の時間変化を示す特性図、第８図は従来例による燃料表
面温度とスプレー開始後の時間との関係を示す特性図で
ある。 ２・・・・・・原子炉容器、４・・・・・・炉心、５・
・・・・・炉心スプレー系、６…・・・圧力抑制プール
、７・・・・・・ポンプ、８・・・・・・リングヘッダ
、１１・・・・・・流量計、１２・・・・・・温度計、
５１・・・・・・冷却器、５２・・・・・・制御回路。 希ｚ図希′図 灸ぅ図 希４図 糸ヶ図 ある図 豹７図 策８図Figure 1 is a schematic system diagram of a conventional emergency core cooling system for a boiling water reactor, Figure 2 is a characteristic diagram showing the relationship between the spray water flow rate and the amount of falling water, and Figure 3 is a diagram showing the relationship between the spray water flow rate and the amount of falling water. A characteristic diagram showing the relationship between the spray water temperature and the spray water flow rate for the full amount to flow in. Figure 4 is a characteristic diagram showing the temporal change in water temperature in the pressure suppression pool when a loss of coolant accident occurs.
FIG. 5 is a schematic system diagram of an emergency core cooling system that is a preferred embodiment of the present invention, FIG. 6 is a schematic system diagram of another embodiment of the present invention, and FIG. FIG. 8 is a characteristic diagram showing the relationship between the fuel surface temperature and the time after the start of spraying according to a conventional example. 2...Reactor vessel, 4...Reactor core, 5.
... Core spray system, 6 ... Pressure suppression pool, 7 ... Pump, 8 ... Ring header, 11 ... Flow meter, 12 ... ····thermometer,
51...Cooler, 52...Control circuit. Nozomi z, Nozomi', Moxibustion, Nozomi, 4, Thread, Leopard, 7, Measures, 8

Claims (1)

【特許請求の範囲】 １ 原子炉容器内で炉心部の上方に配置されたスプレー
手段と、前記スプレー手段に一端が連絡される管路に設
けられてかつ原子炉の冷却材喪失事故時に冷却材を前記
スプレー手段に供給する手段とからなる原子炉の緊急冷
却装置において、前記冷却材供給手段が、前記管路に設
けた冷却手段と、該冷却手段に冷却材を供給する冷却材
源とよりなり、かつ前記冷却材供給手段には、前記管路
に設けた冷却材温度検出器と冷却材流量検出器の測定値
を入力として前記炉心部より上昇する蒸気と熱交換され
た後前記炉心部に流入する前記冷却材の温度が不飽和温
度になるように前記冷却材の温度および流量の少なくと
も一方を制御する手段を設けたことを特徴とする原子炉
の緊急冷却装置。 ２ 前記冷却材源が前記原子炉の圧力抑制プール内の水
であることを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の原
子炉の緊急冷却装置。 ３ 原子炉容器内で炉心部の上方に配置されたスプレー
手段と、前記スプレー手段に一端が連絡される管路に設
けられてかつ原子炉の冷却材喪失事故等に冷却材を前記
スプレー手段に供給する手段とからなる原子炉の緊急冷
却装置において、前記冷却材供給手段が、前記原子炉の
圧力抑制プールを前記原子炉容器を支持するペデスタル
によつて仕切つて形成される冷却材充填領域にある冷却
材を供給するものであることを特徴とする原子炉の緊急
冷却装置。[Scope of Claims] 1. Spraying means disposed above the reactor core in a reactor vessel, and a pipe provided at one end connected to the spraying means, and spraying the coolant in the event of a reactor loss of coolant accident. In the emergency cooling system for a nuclear reactor, the coolant supply means includes a cooling means provided in the pipe line and a coolant source supplying coolant to the cooling means. and the coolant supply means inputs the measured values of a coolant temperature detector and a coolant flow rate detector provided in the pipe line, and the coolant is supplied to the reactor core after being heat exchanged with the steam rising from the reactor core. An emergency cooling system for a nuclear reactor, comprising means for controlling at least one of the temperature and flow rate of the coolant so that the temperature of the coolant flowing into the reactor becomes an unsaturated temperature. 2. The emergency cooling system for a nuclear reactor according to claim 1, wherein the coolant source is water in a pressure suppression pool of the nuclear reactor. 3. Spray means disposed above the reactor core in the reactor vessel, and a pipe line with one end connected to the spray means, for supplying coolant to the spray means in the event of a reactor loss of coolant accident, etc. In the emergency cooling system for a nuclear reactor, the coolant supply means supplies a coolant to a coolant filling area formed by partitioning a pressure suppression pool of the reactor by a pedestal that supports the reactor vessel. An emergency cooling system for a nuclear reactor, characterized in that it supplies a certain coolant.