JPS6123518B2 - - Google Patents
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- Publication number
- JPS6123518B2 JPS6123518B2 JP55144324A JP14432480A JPS6123518B2 JP S6123518 B2 JPS6123518 B2 JP S6123518B2 JP 55144324 A JP55144324 A JP 55144324A JP 14432480 A JP14432480 A JP 14432480A JP S6123518 B2 JPS6123518 B2 JP S6123518B2
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- cooling water
- pressure
- vessel
- pressure vessel
- Prior art date
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Links
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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)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、原子炉に係り、特に、冷却材喪失事
故時に冷却水を重力で原子炉容器内に注入するの
に好適な原子炉に関するものである。
故時に冷却水を重力で原子炉容器内に注入するの
に好適な原子炉に関するものである。
冷却材喪失事故時に重力を利用して冷却水を原
子炉容器内に注入する原子炉としては、すでに特
公昭38−6549号公報に記載された原子炉が提案さ
れている。
子炉容器内に注入する原子炉としては、すでに特
公昭38−6549号公報に記載された原子炉が提案さ
れている。
この原子炉は、圧力抑制室内の冷却水液面が原
子炉圧力容器よりも上方に位置するようになつて
いる。原子炉圧力容器内の冷却水面、低下によつ
て冷却材喪失事故が検出されると、圧力抑制室の
底部と原子炉圧力容器とを連絡している管路に設
けられる弁が開放され、圧力抑制室内の冷却水が
重力によつて原子炉圧力容器内に注入される。原
子炉圧力容器の炉心部は、この冷却水の注入によ
つて冷却される。しかし、原子炉圧力容器内の圧
力が高い場合、圧力抑制室内の冷却水が重力のみ
によつて原子炉圧力容器内に注入されない危険性
がある。
子炉圧力容器よりも上方に位置するようになつて
いる。原子炉圧力容器内の冷却水面、低下によつ
て冷却材喪失事故が検出されると、圧力抑制室の
底部と原子炉圧力容器とを連絡している管路に設
けられる弁が開放され、圧力抑制室内の冷却水が
重力によつて原子炉圧力容器内に注入される。原
子炉圧力容器の炉心部は、この冷却水の注入によ
つて冷却される。しかし、原子炉圧力容器内の圧
力が高い場合、圧力抑制室内の冷却水が重力のみ
によつて原子炉圧力容器内に注入されない危険性
がある。
本発明の目的は、簡単な構造で冷却材喪失事故
時に原子炉容器内に確実に冷却材を注入できる原
子炉を提供することにある。
時に原子炉容器内に確実に冷却材を注入できる原
子炉を提供することにある。
本発明の特徴は、密封容器をその内部に形成さ
れる冷却材液面が原子炉容器内に形成される冷却
材液面より上方になるように配置し、密封容器内
の冷却材液面より上方の空間と原子炉容器内の冷
却材液面より上方の空間を、少なくとも冷却材喪
失事故時に連通させる第1管路を設け、密封容器
内の冷却材を原子炉容器内に導く第2管路を設
け、冷却材喪失事故時に第2管路を連通させる開
閉手段を第2管路に設けることにある。
れる冷却材液面が原子炉容器内に形成される冷却
材液面より上方になるように配置し、密封容器内
の冷却材液面より上方の空間と原子炉容器内の冷
却材液面より上方の空間を、少なくとも冷却材喪
失事故時に連通させる第1管路を設け、密封容器
内の冷却材を原子炉容器内に導く第2管路を設
け、冷却材喪失事故時に第2管路を連通させる開
閉手段を第2管路に設けることにある。
沸騰水型原子炉に適用した本発明の好適な一実
施例を第1図に基づいて説明する。内部に炉心部
2を有する原子炉圧力容器1内に冷却水17が充
填される。空間19が、原子炉圧力容器1内で冷
却水液面18より上方に形成される。密封容器で
ある原子炉格納容器3は、原子炉圧力容器1を取
囲んでいる。冷却水20が充填される圧力抑制室
4は、原子炉圧力容器1の上端部の位置に配置さ
れる。当然のことながら、圧力抑制室4内の冷却
水液面21は、原子炉圧力容器1内の冷却水液面
18よりも高いところに位置している。格収納容
器3内の空間26に連絡されるベント管5は、圧
力抑制室4内に挿入され、冷却水液面21より上
方の空間22を通つて冷却水20中に浸漬されて
いる。冷却水20中に存在するベント管5の部分
に開口が設けられている。配管6が、原子炉圧力
容器1と圧力抑制室4の底部に接続される。隔離
弁7Aおよび7Bが、格収納容器3の内外で配管
6に取付けられる。原子炉圧力容器1内の空間1
9とタービン(図示せず)を連絡する主蒸気管3
6に接続される排気管8は、リリーフ弁9を介し
てベント管5内を通り、圧力抑制室4内の冷却水
20中に達する。隔離弁14Aおよび14Bが、
主蒸気管36に取付けられる。密封容器である冷
却水タンク10が、格納容器3外に配置される。
冷却水タンク10内に冷却水23が充填される。
配管13が、格納容器3を貫通して冷却水タンク
10内で冷却水液面24より上方に存在する空間
と原子炉圧力容器1内の空間19を連絡してい
る。隔離弁28Aおよび28Bが、配管13に設
けられる。冷却水タンク10の底部に接続される
配管11は、原子炉圧力容器1に取付けられる。
隔離弁12Aおよび12Bが、配管11に設置さ
れる。冷却水タンク10は、格納容器3内に配置
してもよい。この場合は、配管11に設置される
隔離弁は1個でよい。給水管15が原子炉圧力容
器1に接続される。隔離弁16Aおよび16B
が、給水管15に設けられる。図示されていない
が給水管15は給水加熱器、脱塩器および脱塩フ
イルタを介して復水器に接続される。復水器は、
タービンの出口側に連絡される。
施例を第1図に基づいて説明する。内部に炉心部
2を有する原子炉圧力容器1内に冷却水17が充
填される。空間19が、原子炉圧力容器1内で冷
却水液面18より上方に形成される。密封容器で
ある原子炉格納容器3は、原子炉圧力容器1を取
囲んでいる。冷却水20が充填される圧力抑制室
4は、原子炉圧力容器1の上端部の位置に配置さ
れる。当然のことながら、圧力抑制室4内の冷却
水液面21は、原子炉圧力容器1内の冷却水液面
18よりも高いところに位置している。格収納容
器3内の空間26に連絡されるベント管5は、圧
力抑制室4内に挿入され、冷却水液面21より上
方の空間22を通つて冷却水20中に浸漬されて
いる。冷却水20中に存在するベント管5の部分
に開口が設けられている。配管6が、原子炉圧力
容器1と圧力抑制室4の底部に接続される。隔離
弁7Aおよび7Bが、格収納容器3の内外で配管
6に取付けられる。原子炉圧力容器1内の空間1
9とタービン(図示せず)を連絡する主蒸気管3
6に接続される排気管8は、リリーフ弁9を介し
てベント管5内を通り、圧力抑制室4内の冷却水
20中に達する。隔離弁14Aおよび14Bが、
主蒸気管36に取付けられる。密封容器である冷
却水タンク10が、格納容器3外に配置される。
冷却水タンク10内に冷却水23が充填される。
配管13が、格納容器3を貫通して冷却水タンク
10内で冷却水液面24より上方に存在する空間
と原子炉圧力容器1内の空間19を連絡してい
る。隔離弁28Aおよび28Bが、配管13に設
けられる。冷却水タンク10の底部に接続される
配管11は、原子炉圧力容器1に取付けられる。
隔離弁12Aおよび12Bが、配管11に設置さ
れる。冷却水タンク10は、格納容器3内に配置
してもよい。この場合は、配管11に設置される
隔離弁は1個でよい。給水管15が原子炉圧力容
器1に接続される。隔離弁16Aおよび16B
が、給水管15に設けられる。図示されていない
が給水管15は給水加熱器、脱塩器および脱塩フ
イルタを介して復水器に接続される。復水器は、
タービンの出口側に連絡される。
原子炉の通常運転時には、隔離弁7A,7B,
12A,12B,28Aおよび28Bが閉じ、隔
離弁14A,14B,16A,および16Bが開
いている。原子炉圧力容器1内の炉心部2は、下
部プレナム30より上昇する冷却水によつて冷却
される。炉心部2を通つて加熱された冷却水の一
部は蒸気となり、図示されていないが気水分離器
および乾燥器を通つて、原子炉圧力容器1から主
蒸気管13へと流出し、タービンに送られる。こ
の蒸気は復水器で凝縮され、給水管15を経て原
子炉圧力容器1内に戻される。炉心部2内を通つ
た冷却水の残りは、炉心部2を取囲むシユラウド
31と原子炉圧力容器1との間の環状通路32を
通つて下部プレナム30に戻される。このような
原子炉圧力容器1内における冷却水の循環は、自
然循環である。原子炉圧力容器1または原子炉容
器に接続された配管の格納容器3内に存在する部
分が破損すると、その破損箇所から格納容器3内
の空間26に、原子炉圧力容器1内の高温高圧の
冷却水が蒸気となつて噴出する。このため、格納
容器3内の圧力P1が上昇する。圧力P1は、圧力計
27によつて測定されている。圧力P1が設定値以
上になつた時、隔離弁14A,14B,16Aお
よび16Bが閉じられ、隔離弁28Aおよび28
Bが開く。空間19のガスおよび蒸気が配管13
を通つて冷却水タンク10の空間25内に流入す
る。これによつて空間25の圧力P2は原子炉圧力
容器1内の圧力P3に等しくなる。圧力P3および隔
離弁12Aの上流側の圧力P4は、圧力計29およ
び33によつてそれぞれ測定される。圧力計2
7,29および33の測定値は、コントローラ
(図示せず)に伝達される。コントローラは、(P3
−P4)≦0であつてしかも圧力P1が設定値以上に
ある時、隔離弁12Aおよび12Bを開く。(P3
−P4)≦0であるので原子炉圧力容器1内の冷却
水17が、冷却水タンク10内に逆流することは
ない。冷却水タンク10内の冷却水23は、重力
の作用(詳細には、冷却水液面24と冷却水液面
18との水頭差)によつて配管11を通つて原子
炉圧力容器内に注入される。この注入水によつて
炉心部2が冷却される。空間19と空間25の圧
力が均圧化されるので、冷却材喪失事故が発生し
た初期において原子炉圧力容器1内の圧力が著し
く高い時でも原子炉圧力容器1内に容易に冷却水
を注入することができる。配管11および13が
設けられた冷却水タンクは、高圧炉心冷却系とし
ての機能を有する。冷却材喪失事故の発生は冷却
水液面18を検出し、それが所定値以下に低下す
ることによつても知ることができる。したがつ
て、圧力P1ではなく冷却水液面18の値を用いて
前述した隔離弁の開閉を行なつてもよい。
12A,12B,28Aおよび28Bが閉じ、隔
離弁14A,14B,16A,および16Bが開
いている。原子炉圧力容器1内の炉心部2は、下
部プレナム30より上昇する冷却水によつて冷却
される。炉心部2を通つて加熱された冷却水の一
部は蒸気となり、図示されていないが気水分離器
および乾燥器を通つて、原子炉圧力容器1から主
蒸気管13へと流出し、タービンに送られる。こ
の蒸気は復水器で凝縮され、給水管15を経て原
子炉圧力容器1内に戻される。炉心部2内を通つ
た冷却水の残りは、炉心部2を取囲むシユラウド
31と原子炉圧力容器1との間の環状通路32を
通つて下部プレナム30に戻される。このような
原子炉圧力容器1内における冷却水の循環は、自
然循環である。原子炉圧力容器1または原子炉容
器に接続された配管の格納容器3内に存在する部
分が破損すると、その破損箇所から格納容器3内
の空間26に、原子炉圧力容器1内の高温高圧の
冷却水が蒸気となつて噴出する。このため、格納
容器3内の圧力P1が上昇する。圧力P1は、圧力計
27によつて測定されている。圧力P1が設定値以
上になつた時、隔離弁14A,14B,16Aお
よび16Bが閉じられ、隔離弁28Aおよび28
Bが開く。空間19のガスおよび蒸気が配管13
を通つて冷却水タンク10の空間25内に流入す
る。これによつて空間25の圧力P2は原子炉圧力
容器1内の圧力P3に等しくなる。圧力P3および隔
離弁12Aの上流側の圧力P4は、圧力計29およ
び33によつてそれぞれ測定される。圧力計2
7,29および33の測定値は、コントローラ
(図示せず)に伝達される。コントローラは、(P3
−P4)≦0であつてしかも圧力P1が設定値以上に
ある時、隔離弁12Aおよび12Bを開く。(P3
−P4)≦0であるので原子炉圧力容器1内の冷却
水17が、冷却水タンク10内に逆流することは
ない。冷却水タンク10内の冷却水23は、重力
の作用(詳細には、冷却水液面24と冷却水液面
18との水頭差)によつて配管11を通つて原子
炉圧力容器内に注入される。この注入水によつて
炉心部2が冷却される。空間19と空間25の圧
力が均圧化されるので、冷却材喪失事故が発生し
た初期において原子炉圧力容器1内の圧力が著し
く高い時でも原子炉圧力容器1内に容易に冷却水
を注入することができる。配管11および13が
設けられた冷却水タンクは、高圧炉心冷却系とし
ての機能を有する。冷却材喪失事故の発生は冷却
水液面18を検出し、それが所定値以下に低下す
ることによつても知ることができる。したがつ
て、圧力P1ではなく冷却水液面18の値を用いて
前述した隔離弁の開閉を行なつてもよい。
空間26に流出した蒸気は、ベント管5を通つ
て圧力抑制室4内の冷却水20中に放出され、仰
縮される。このため、空間26内の圧力が異常に
上昇することによる格納容器3の破損を防止する
ことができる。圧力抑制室4内における蒸気凝縮
によつて、圧力抑制室4内の冷却水液面21が上
昇する。
て圧力抑制室4内の冷却水20中に放出され、仰
縮される。このため、空間26内の圧力が異常に
上昇することによる格納容器3の破損を防止する
ことができる。圧力抑制室4内における蒸気凝縮
によつて、圧力抑制室4内の冷却水液面21が上
昇する。
冷却水タンク10内の冷却水が注入されて原子
炉圧力容器1内の圧力P3が、隔離弁7Aおよび7
Bを開けても原子炉圧力容器1内の冷却水17が
配管6内に逆流しない程度に低下した時、隔離弁
7Aおよび7Bを開ける。圧力抑制室4内の冷却
水20は、配管6を通つて原子炉圧力容器1内に
注入される。圧力抑制室4、配管6および隔離弁
7Aおよび7Bは低圧炉心冷却系を構成してい
る、このような低圧炉心冷却系が存在するため、
高圧炉心冷却系の冷却水タンク10容積を小さく
することができる。
炉圧力容器1内の圧力P3が、隔離弁7Aおよび7
Bを開けても原子炉圧力容器1内の冷却水17が
配管6内に逆流しない程度に低下した時、隔離弁
7Aおよび7Bを開ける。圧力抑制室4内の冷却
水20は、配管6を通つて原子炉圧力容器1内に
注入される。圧力抑制室4、配管6および隔離弁
7Aおよび7Bは低圧炉心冷却系を構成してい
る、このような低圧炉心冷却系が存在するため、
高圧炉心冷却系の冷却水タンク10容積を小さく
することができる。
大基模な破損に基づく冷却材喪失事故が発生し
た場合は、前述したように高圧炉心冷却系および
低圧炉心冷却系を作動させればよい。しかし、中
および小規模な破損に基づく冷却材喪失事故が発
生した場合、高圧炉心冷却系が作動しても原子炉
圧力容器1内の圧力は大規模な冷却材喪失事故の
ように急激に低下せず、長時間にわたつて原子炉
圧力容器1内の圧力が高圧状態に保持される可能
性がある。中小規模の破損が生じたことは、原子
炉圧力容器1内の冷却水液面18を測定し、冷却
水液面18が通常水位からその下部の所定水位ま
で低下するのに所定時間を経過したことによつて
知ることができる。上記のような中小規模の破損
の信号によつて第1図に示すリリーフ弁9が自動
的に全開される。原子炉圧力容器1内の蒸気が、
主蒸気管13および排気管8を通つて圧力抑制室
4内の冷却水20中に放出され、凝縮される。蒸
気の放出によつて原子炉圧力容器1内の圧力が低
下する。隔離弁7Aおよび7Bを開けても原子炉
圧力容器1内の冷却水が配管6内に流入しなくな
る程度に原子炉圧力容器1内の圧力が低下した
時、隔離弁7Aおよび7Bが開き、圧力抑制室4
内の冷却水が原子炉圧力容器1内に注入される。
中小規模の破損が生じた場合でも、隔離弁12
A,12B,28Aおよび28Bを開けることに
よつて圧力の高い原子炉圧力容器1内に容易に冷
却水タンク10内の冷却水を注入することができ
る。
た場合は、前述したように高圧炉心冷却系および
低圧炉心冷却系を作動させればよい。しかし、中
および小規模な破損に基づく冷却材喪失事故が発
生した場合、高圧炉心冷却系が作動しても原子炉
圧力容器1内の圧力は大規模な冷却材喪失事故の
ように急激に低下せず、長時間にわたつて原子炉
圧力容器1内の圧力が高圧状態に保持される可能
性がある。中小規模の破損が生じたことは、原子
炉圧力容器1内の冷却水液面18を測定し、冷却
水液面18が通常水位からその下部の所定水位ま
で低下するのに所定時間を経過したことによつて
知ることができる。上記のような中小規模の破損
の信号によつて第1図に示すリリーフ弁9が自動
的に全開される。原子炉圧力容器1内の蒸気が、
主蒸気管13および排気管8を通つて圧力抑制室
4内の冷却水20中に放出され、凝縮される。蒸
気の放出によつて原子炉圧力容器1内の圧力が低
下する。隔離弁7Aおよび7Bを開けても原子炉
圧力容器1内の冷却水が配管6内に流入しなくな
る程度に原子炉圧力容器1内の圧力が低下した
時、隔離弁7Aおよび7Bが開き、圧力抑制室4
内の冷却水が原子炉圧力容器1内に注入される。
中小規模の破損が生じた場合でも、隔離弁12
A,12B,28Aおよび28Bを開けることに
よつて圧力の高い原子炉圧力容器1内に容易に冷
却水タンク10内の冷却水を注入することができ
る。
本発明の他の実施例を第2図に示す。前述した
実施例と同一の構成は、同一符号で示す。本実施
例は前述した実施例の冷却水タンク10の機能を
圧力抑制室4に付加したものである。配管34が
原子炉圧力容器1の空間19と圧力抑制室4の空
間22とを連絡している。配管34は、ベント管
5内を通つている。バルブ35が配管34に取付
けられる。第1図の実施例と同様な方法で冷却材
喪失事故時が検出される。冷却材喪失事故が発生
すると、バルブ35が開き、空間19と空間22
の圧力が等しくなる。隔離弁7Aおよび7Bが開
き、圧力抑制室4内の冷却水20が、原子炉圧力
容器1内に注入され、原子炉圧力容器1内の炉心
部2が冷却される。原子炉圧力容器1内の圧力が
低下しても圧力抑制室4内の冷却水が原子炉圧力
容器1内に注入され続ける。圧力抑制室4、配管
6、隔離弁7Aおよび7Bは、高圧炉心冷却系お
よび低圧炉心冷却系の両方の機能を有している。
実施例と同一の構成は、同一符号で示す。本実施
例は前述した実施例の冷却水タンク10の機能を
圧力抑制室4に付加したものである。配管34が
原子炉圧力容器1の空間19と圧力抑制室4の空
間22とを連絡している。配管34は、ベント管
5内を通つている。バルブ35が配管34に取付
けられる。第1図の実施例と同様な方法で冷却材
喪失事故時が検出される。冷却材喪失事故が発生
すると、バルブ35が開き、空間19と空間22
の圧力が等しくなる。隔離弁7Aおよび7Bが開
き、圧力抑制室4内の冷却水20が、原子炉圧力
容器1内に注入され、原子炉圧力容器1内の炉心
部2が冷却される。原子炉圧力容器1内の圧力が
低下しても圧力抑制室4内の冷却水が原子炉圧力
容器1内に注入され続ける。圧力抑制室4、配管
6、隔離弁7Aおよび7Bは、高圧炉心冷却系お
よび低圧炉心冷却系の両方の機能を有している。
本発明によれば、簡単な装置を用い、高圧状態
の原子炉容器内に確実に冷却材を注入することが
できる。
の原子炉容器内に確実に冷却材を注入することが
できる。
第1図は本発明の好適な一実施例である原子炉
の系統図、第2図は本発明の他の実施例の系統図
である。 1……原子炉圧力容器、2……炉心部、3……
格納容器、4……圧力抑制室、5……ベント管、
6,11,13,34……配管、10……冷却水
タンク、7A,7B,12A,12B,28A,
28B……隔離弁、18,21,24……冷却水
液面、19,22,25……空間、35……バル
ブ。
の系統図、第2図は本発明の他の実施例の系統図
である。 1……原子炉圧力容器、2……炉心部、3……
格納容器、4……圧力抑制室、5……ベント管、
6,11,13,34……配管、10……冷却水
タンク、7A,7B,12A,12B,28A,
28B……隔離弁、18,21,24……冷却水
液面、19,22,25……空間、35……バル
ブ。
Claims (1)
- 1 第1密封容器内に配置されて内部に炉心部お
よび冷却材を有する原子炉容器と、内部に冷却材
が充填されてこの冷却材の液面が前面が前記原子
炉容器内の冷却材の液面より高くなつている第2
密封容器と、前記第2密封容器内の冷却材上方の
空間と前記原子炉容器内の冷却材上方の空間を少
なくとも冷却材喪失事故時に連絡する第1管路
と、前記第2密封容器内の冷却材を前記原子炉容
器内に導く第2管路と、前記第2管路に設けられ
て冷却材喪失事故時に前記第2管路を連通させる
開閉手段とを有する原子炉。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP55144324A JPS5769289A (en) | 1980-10-17 | 1980-10-17 | Nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP55144324A JPS5769289A (en) | 1980-10-17 | 1980-10-17 | Nuclear reactor |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS5769289A JPS5769289A (en) | 1982-04-27 |
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Family
ID=15359446
Family Applications (1)
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JP55144324A Granted JPS5769289A (en) | 1980-10-17 | 1980-10-17 | Nuclear reactor |
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JP (1) | JPS5769289A (ja) |
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1980
- 1980-10-17 JP JP55144324A patent/JPS5769289A/ja active Granted
Also Published As
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JPS5769289A (en) | 1982-04-27 |
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