JPS6184595A - 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
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- JPS6184595A JPS6184595A JP59207676A JP20767684A JPS6184595A JP S6184595 A JPS6184595 A JP S6184595A JP 59207676 A JP59207676 A JP 59207676A JP 20767684 A JP20767684 A JP 20767684A JP S6184595 A JPS6184595 A JP S6184595A
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- 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】
〔発明の利用分野〕
本発明は、軽水を原子炉の冷却材喪失事故（以下ＬＯＣ
Ａと称す）時における原子炉の安全性を確保するための
原子炉非常用炉心冷却装置の改良に関するものである。
Ａと称す）時における原子炉の安全性を確保するための
原子炉非常用炉心冷却装置の改良に関するものである。
第５図は現行のＢＷＲ（沸騰水型）−５の非常用炉心冷
却系（以下ＥＣＣ８と称す）系統構成概略図である。Ｅ
ＣＣ８は、想定される配管破断によるＬＯＣＡに対して
燃料及び燃料被覆の重大な損傷を防止でき、かつ、燃料
被覆の金属と水との反応を十分小さな量に制限できる構
造として設けられている。ＥＣＣ８は、高圧炉心スプＶ
イ系（以下ＨＰＣ８と称す）１７、自動減圧系（以下Ａ
ＤＳと称す）１８、低圧炉心スゲレイ系（以下ＬＰＣ８
と称す）１９、低圧注水系（以下ＬＰＣＩと称す）２０
，２１．２２の各系統からなっている。
却系（以下ＥＣＣ８と称す）系統構成概略図である。Ｅ
ＣＣ８は、想定される配管破断によるＬＯＣＡに対して
燃料及び燃料被覆の重大な損傷を防止でき、かつ、燃料
被覆の金属と水との反応を十分小さな量に制限できる構
造として設けられている。ＥＣＣ８は、高圧炉心スプＶ
イ系（以下ＨＰＣ８と称す）１７、自動減圧系（以下Ａ
ＤＳと称す）１８、低圧炉心スゲレイ系（以下ＬＰＣ８
と称す）１９、低圧注水系（以下ＬＰＣＩと称す）２０
，２１．２２の各系統からなっている。
第６図に第５図のＥＣＣ８系統のＩ、 ＩＩ、 ＩＩＩ
の区分別の駆動源を示す。ＥＣＣ８系の電動機、ポンプ
等の機器は火災等の場合を考慮してスペース的に区分し
て設けられている。尚、図中における弁記号で−は通常
運転申開、Ｘは通常運転申開を示すものである。２３は
ＥＣＣ８の非常用所内電源である。ＥＣＣ８は、非常用
所内電源系２３のみの運転下で例えば系統の最重要機器
１個の単一故障を仮定しても装置の安全機能が達成でき
るように、独立性を有する設計とされている。
の区分別の駆動源を示す。ＥＣＣ８系の電動機、ポンプ
等の機器は火災等の場合を考慮してスペース的に区分し
て設けられている。尚、図中における弁記号で−は通常
運転申開、Ｘは通常運転申開を示すものである。２３は
ＥＣＣ８の非常用所内電源である。ＥＣＣ８は、非常用
所内電源系２３のみの運転下で例えば系統の最重要機器
１個の単一故障を仮定しても装置の安全機能が達成でき
るように、独立性を有する設計とされている。
区分■のＬＰＣＳポンプ２４．１台とＬＰＣＩポンプ２
５．１台とは、専用の所内電源母線２６及びディーゼル
発電機２７に接続されている。区分■のＬＰＣＩポンプ
２８．２９の２台は専用の所内電源母線３０及びディー
ゼル発電機３１に接続されている。区分■のＨＰＣＳポ
ンプ１台３２は、専用の所内電源母線３３及びディーゼ
ル発′〔機３４に接続されておシ、また、自動減圧系（
ＡＤＳ ）１８は蓄電池にそれぞれ接続されている。尚
、第５図、第６図において、３６はサプレッションプー
ル、３７はドライウェル、３８はベント管、３９は熱交
換器、４１は復水貯蔵夕／りである。
５．１台とは、専用の所内電源母線２６及びディーゼル
発電機２７に接続されている。区分■のＬＰＣＩポンプ
２８．２９の２台は専用の所内電源母線３０及びディー
ゼル発電機３１に接続されている。区分■のＨＰＣＳポ
ンプ１台３２は、専用の所内電源母線３３及びディーゼ
ル発′〔機３４に接続されておシ、また、自動減圧系（
ＡＤＳ ）１８は蓄電池にそれぞれ接続されている。尚
、第５図、第６図において、３６はサプレッションプー
ル、３７はドライウェル、３８はベント管、３９は熱交
換器、４１は復水貯蔵夕／りである。
第７図にＬＰＣ８系統概要図を示す。ＬＰ０１は、電動
機駆動のＬＰＣ８ポンプ２４１台、炉心上部のスパージ
ャ３５、配管、弁類及び計測装置からなっている。この
系統は、原子炉水位が「低」または格納容器圧力「高」
の信号で作動を開始し、サプレッション３６のプール水
を、炉心上部に取シ付けられたスパージャ３５ヘツダー
のノズルから燃料集合体上にスプレィすることによって
炉心を冷却し、原子炉水位「高」のは号により停止する
ようになっている。七の際、破断口から流出した水は、
ドライウェル３７の低部に溜まりべ／ト管３８を通って
サプレッション３６のプール水に戻シ、再びスプＶイ水
として循環する。
機駆動のＬＰＣ８ポンプ２４１台、炉心上部のスパージ
ャ３５、配管、弁類及び計測装置からなっている。この
系統は、原子炉水位が「低」または格納容器圧力「高」
の信号で作動を開始し、サプレッション３６のプール水
を、炉心上部に取シ付けられたスパージャ３５ヘツダー
のノズルから燃料集合体上にスプレィすることによって
炉心を冷却し、原子炉水位「高」のは号により停止する
ようになっている。七の際、破断口から流出した水は、
ドライウェル３７の低部に溜まりべ／ト管３８を通って
サプレッション３６のプール水に戻シ、再びスプＶイ水
として循環する。
第８図に、ＬＰＣＩの系統概要を示す。ＬＰＣＩは、電
動機駆動ＬＰＣＩポンプ２５，２８．２９の３台、配管
、弁類及び計測装置から構成されている。本系統は、３
台の低圧注水ＬＰＣＩボング２５の１台と２８．２９の
２台とは、別々のループになっておシ、原子炉水位「低
」または格納容器圧力「高コの信号で作動を開始し、サ
プレッション３６プール水を直接炉心シュラウド内に注
入し、冠水することにより炉心を冷却する。尚、スプレ
ィは水の粒子が細かくなるため冠水の方がスプレィよシ
効果的に冷却できる。
動機駆動ＬＰＣＩポンプ２５，２８．２９の３台、配管
、弁類及び計測装置から構成されている。本系統は、３
台の低圧注水ＬＰＣＩボング２５の１台と２８．２９の
２台とは、別々のループになっておシ、原子炉水位「低
」または格納容器圧力「高コの信号で作動を開始し、サ
プレッション３６プール水を直接炉心シュラウド内に注
入し、冠水することにより炉心を冷却する。尚、スプレ
ィは水の粒子が細かくなるため冠水の方がスプレィよシ
効果的に冷却できる。
その他の運転モードとして、第９図に示すように、格納
容器冷却モードがあり、完全な独立２系統で構成されて
いる。本系統により、ＬＯＣＡ後サプフサプレッション
３６プール水ハイウェル３７内及びサプレッション３６
チヤンバ内ニスフＶイされる。ドライウェル３７内にス
プレィされた水は、スント管３８を通ってサプレッショ
ン３６チヤンパ内に戻り、サプレッション３６チヤンパ
内にスプレィされた水と共に残留熱除去系（几ＨＲ，）
の熱交換器３９で冷却された後、再びスプレィされるよ
うになっている。
容器冷却モードがあり、完全な独立２系統で構成されて
いる。本系統により、ＬＯＣＡ後サプフサプレッション
３６プール水ハイウェル３７内及びサプレッション３６
チヤンバ内ニスフＶイされる。ドライウェル３７内にス
プレィされた水は、スント管３８を通ってサプレッショ
ン３６チヤンパ内に戻り、サプレッション３６チヤンパ
内にスプレィされた水と共に残留熱除去系（几ＨＲ，）
の熱交換器３９で冷却された後、再びスプレィされるよ
うになっている。
第１０図はＨＰＣ８系統概要図を示す。ＨＦＯ２は、電
動駆動ＨＰＣＳポンプ３２が１台、スパージャ４０．配
管、弁類及び計測制御装置からなっている。本系統は、
原子炉水位「低」または、格納容器圧力「高」の信号で
作動を開始し、復水貯蔵タンク４１の水またはサブ７ソ
シヨン３６ブール水を、炉心上部に取り付けられたスパ
ージャ４０ヘツダーのノズルから、燃料集合体上に、ス
プレィすることによって炉心を冷却する。また、原子炉
水位「高」信号でスプレィを自動的に停止する。水源は
、第１水源として復水貯蔵タンク４１の水を使用するが
、復水貯蔵タンク４１の水位が設定値よシ下がるか、サ
プレッション３６プール水の水位が設定値よシ上がると
第２水源のサブ７ツシヨン３６プール水に自動的に切９
換わるようになっている。
動駆動ＨＰＣＳポンプ３２が１台、スパージャ４０．配
管、弁類及び計測制御装置からなっている。本系統は、
原子炉水位「低」または、格納容器圧力「高」の信号で
作動を開始し、復水貯蔵タンク４１の水またはサブ７ソ
シヨン３６ブール水を、炉心上部に取り付けられたスパ
ージャ４０ヘツダーのノズルから、燃料集合体上に、ス
プレィすることによって炉心を冷却する。また、原子炉
水位「高」信号でスプレィを自動的に停止する。水源は
、第１水源として復水貯蔵タンク４１の水を使用するが
、復水貯蔵タンク４１の水位が設定値よシ下がるか、サ
プレッション３６プール水の水位が設定値よシ上がると
第２水源のサブ７ツシヨン３６プール水に自動的に切９
換わるようになっている。
ＡＤＳ １８は、逃がし安全弁の一部からなシ、低圧注
水系または低圧炉心スプレィ系と連携して炉心を冷却す
る機能を有している。本系統は原子炉水位が「低」及び
格納容器圧力「高」の両信号をうけてから１２０秒の時
間遅れをもって作動し、原子炉圧力を速やかに低下させ
てＬＰＣＩまたはＬＰ０１と連携して十分炉心を冷却す
ることができる。
水系または低圧炉心スプレィ系と連携して炉心を冷却す
る機能を有している。本系統は原子炉水位が「低」及び
格納容器圧力「高」の両信号をうけてから１２０秒の時
間遅れをもって作動し、原子炉圧力を速やかに低下させ
てＬＰＣＩまたはＬＰ０１と連携して十分炉心を冷却す
ることができる。
さらに、安全設備とは別に、原子炉隔離時冷却系（ＲＣ
ＩＣ図示せず）がある。これは、原子炉停止後何らかの
原因で復水、給水が停止した場合だ、原子炉水位を維持
するため、原子炉蒸気の一部を用いたタービン駆動ポン
プにより、復水貯蔵タンク４１またはサブンツション３
６プール水ヲ炉心に注入することを目的としている。
ＩＣ図示せず）がある。これは、原子炉停止後何らかの
原因で復水、給水が停止した場合だ、原子炉水位を維持
するため、原子炉蒸気の一部を用いたタービン駆動ポン
プにより、復水貯蔵タンク４１またはサブンツション３
６プール水ヲ炉心に注入することを目的としている。
上記のように現行ＢＷＲ−５０ＥＣＣ８系統構成は、高
圧系が１系統、低圧系が４系統でちシ、ＬＯＣＡ時、若
し高圧系が故障の場合（単一事故時）の中小破断時では
、ＡＤＳの作動による減圧後は低ＥＣＣ５系によって冷
却せざるを得なかった。従って、高圧系を多く採用すれ
ばそのうちの単一故障の場合でも残りの高圧系により高
圧時から注水でき早期から炉心を冷却できる。
圧系が１系統、低圧系が４系統でちシ、ＬＯＣＡ時、若
し高圧系が故障の場合（単一事故時）の中小破断時では
、ＡＤＳの作動による減圧後は低ＥＣＣ５系によって冷
却せざるを得なかった。従って、高圧系を多く採用すれ
ばそのうちの単一故障の場合でも残りの高圧系により高
圧時から注水でき早期から炉心を冷却できる。
本発明は上記の状況に鑑みなされたものであシ、再循環
配管の中小破断から大破断にわたるＬＯＣＡ時に対処で
きる高圧冷却水注水系の充実を図ることによって、炉心
冷却能力を大幅に向上できる原子炉非常用炉心冷却装置
を提供することを目的としたものである。
配管の中小破断から大破断にわたるＬＯＣＡ時に対処で
きる高圧冷却水注水系の充実を図ることによって、炉心
冷却能力を大幅に向上できる原子炉非常用炉心冷却装置
を提供することを目的としたものである。
本発明の原子炉非常用炉心冷却装置は、軽水型原子炉の
冷却材喪失事故時に原子炉内を、高圧系統並びに低圧系
統により注水冷却するように構成されてなシ、上記高圧
系統のそれぞれ並びに上記低圧系統のそれぞれか独立し
て注水可能に形成されると共に、該高圧注水系統が３系
統、該低圧注水系統が２系統設けられているものである
。
冷却材喪失事故時に原子炉内を、高圧系統並びに低圧系
統により注水冷却するように構成されてなシ、上記高圧
系統のそれぞれ並びに上記低圧系統のそれぞれか独立し
て注水可能に形成されると共に、該高圧注水系統が３系
統、該低圧注水系統が２系統設けられているものである
。
最近の安全実験の結果からＬＯＣＡ後初期の高圧状態で
、高圧ＥＣＣ８系から注入されると原子炉が減圧されこ
の減圧による急激な水位上昇による冷却及び燃料棒から
バンドル内蒸気への熱移動（てよる蒸気冷却等の顕著な
炉心冷却効果があることが判ったので、高圧ＥＣＣ８を
強化し合理的なＥＣＣ８構成及び容量としたものである
。特に高圧系統を各区分毎に設置することによ、り 、
ＬＯＣＡ時に、ｌ系統の単一故障を仮定した場合でも他
の系統による中小破断時の高圧状態下での注水が可能と
なり炉心冷却が増進される。さらに、高圧系の１系統は
原子炉蒸気によるタービン駆動としＲＣＩＣと共用とし
たため全電源喪失時にも原子炉停止後能を満たしＲＣＩ
Ｃを削減できる。
、高圧ＥＣＣ８系から注入されると原子炉が減圧されこ
の減圧による急激な水位上昇による冷却及び燃料棒から
バンドル内蒸気への熱移動（てよる蒸気冷却等の顕著な
炉心冷却効果があることが判ったので、高圧ＥＣＣ８を
強化し合理的なＥＣＣ８構成及び容量としたものである
。特に高圧系統を各区分毎に設置することによ、り 、
ＬＯＣＡ時に、ｌ系統の単一故障を仮定した場合でも他
の系統による中小破断時の高圧状態下での注水が可能と
なり炉心冷却が増進される。さらに、高圧系の１系統は
原子炉蒸気によるタービン駆動としＲＣＩＣと共用とし
たため全電源喪失時にも原子炉停止後能を満たしＲＣＩ
Ｃを削減できる。
以下本発明の非常用炉心冷却装置を実施例を用い第１図
゛、第２図によ如説明する。本実施例は、第１図に示す
ように高圧注水系（以下ＨＰＦＬと称す）１，２、隔離
冷却系の性能を有したＥＣＣ８高圧系（以下几ＣＩＣと
称す）３、低圧炉心スゲレイ系（以下ＬＰＣ８と称す）
４，５、自動減圧系（以下ＡＤ８）６から構成されてい
る。尚、ＨＰＦＬＩ、２は第１０図に示したＲＰＣ８１
７と基本的には変らないが、本系統はスパージャ４０の
ヘッダーを設けていないため、冷却材は直接シュラウド
内側へ注入され炉心を冠水することＫよシ冷却を行なう
ものである。
゛、第２図によ如説明する。本実施例は、第１図に示す
ように高圧注水系（以下ＨＰＦＬと称す）１，２、隔離
冷却系の性能を有したＥＣＣ８高圧系（以下几ＣＩＣと
称す）３、低圧炉心スゲレイ系（以下ＬＰＣ８と称す）
４，５、自動減圧系（以下ＡＤ８）６から構成されてい
る。尚、ＨＰＦＬＩ、２は第１０図に示したＲＰＣ８１
７と基本的には変らないが、本系統はスパージャ４０の
ヘッダーを設けていないため、冷却材は直接シュラウド
内側へ注入され炉心を冠水することＫよシ冷却を行なう
ものである。
本実施例の上記構成は、単一故障を仮定しても装置の安
全機能が達成できるように独立性を有する構造であシ、
動力源、ポンプ、ポンプ制御部材その他すべての機器が
それぞれ■区分、ＩＩ区分。
全機能が達成できるように独立性を有する構造であシ、
動力源、ポンプ、ポンプ制御部材その他すべての機器が
それぞれ■区分、ＩＩ区分。
■区分からなる３区分構成とし各区分にそれぞれ高圧系
のＥＣＣ８が設置されている。この高圧系の駆動源のう
ち、ｌ系統はＲＣＩＣと共用し全電源喪失時の原子炉停
止状態に対応できるように蒸気タービン駆動によるよう
になっている。一方、ＨＰＦＬＩ、２は、ＬＯＣ人時の
外部電源喪失時に電源が所内常用系から非常用ディーゼ
ル発電機に変っても稼動可能な直動機駆動となっている
。
のＥＣＣ８が設置されている。この高圧系の駆動源のう
ち、ｌ系統はＲＣＩＣと共用し全電源喪失時の原子炉停
止状態に対応できるように蒸気タービン駆動によるよう
になっている。一方、ＨＰＦＬＩ、２は、ＬＯＣ人時の
外部電源喪失時に電源が所内常用系から非常用ディーゼ
ル発電機に変っても稼動可能な直動機駆動となっている
。
また、２系統の高圧注水系統を設置することにより、単
一故障を仮定しても必らず高圧注水冷却機能が保持でき
るようにし、さらにまた低圧系のポンプはｆ（、ＨＲ（
残留熱除去系）ポンプと共用としている。これにより、
ＬＯＣＡ時、ＥＣＣ８のＬＰ０１に要求される機能を発
揮すると共に原子炉停止時の崩壊熱の除去を行なう。
一故障を仮定しても必らず高圧注水冷却機能が保持でき
るようにし、さらにまた低圧系のポンプはｆ（、ＨＲ（
残留熱除去系）ポンプと共用としている。これにより、
ＬＯＣＡ時、ＥＣＣ８のＬＰ０１に要求される機能を発
揮すると共に原子炉停止時の崩壊熱の除去を行なう。
次に、高圧系の系統数の根拠について以下に説明する。
第３図は横軸に破断面積をとシ縦軸に燃料被覆管温度を
とった解析結果説明図である。実線の曲線人は現行ＢＷ
Ｒ−５の解析結果であシ、これに対し、長い破線の曲？
ａＢは高圧系４系統、低圧系が１系統であシ、短い破線
の曲線Ｃは高圧３系統、低圧２系統である。また、一点
鎖線の曲線りは高圧２系統、低圧３系統である。この解
析結果で、曲線Ｂの高圧系を４系統にすれば、中小破断
領域で炉心の露出する部分の破断面積は少なくなるが、
大破断時の燃料被覆管最高温度（以下ＰＣＴと云う）は
容量の多い低圧系が１系統となるため、白線Ｃ，Ｄよシ
高くなる。一方、曲線りの高圧系を２系統にすれば容量
の多い低圧系が３系統となり、大破断時のＰＣＴは低く
なるが、中小破断領域のＰＣＴは、早期に作動する高圧
系が少なくなった分高くなる。
とった解析結果説明図である。実線の曲線人は現行ＢＷ
Ｒ−５の解析結果であシ、これに対し、長い破線の曲？
ａＢは高圧系４系統、低圧系が１系統であシ、短い破線
の曲線Ｃは高圧３系統、低圧２系統である。また、一点
鎖線の曲線りは高圧２系統、低圧３系統である。この解
析結果で、曲線Ｂの高圧系を４系統にすれば、中小破断
領域で炉心の露出する部分の破断面積は少なくなるが、
大破断時の燃料被覆管最高温度（以下ＰＣＴと云う）は
容量の多い低圧系が１系統となるため、白線Ｃ，Ｄよシ
高くなる。一方、曲線りの高圧系を２系統にすれば容量
の多い低圧系が３系統となり、大破断時のＰＣＴは低く
なるが、中小破断領域のＰＣＴは、早期に作動する高圧
系が少なくなった分高くなる。
従って、大破断時及び中小破断時とも、ＰＣＴを低下す
ることのできるＥＣＣ８の組合せとして曲線Ｃの高圧３
系統、低圧２系統が有効となり、本実施例は曲線ＣのＥ
ＣＣ８系統構成である。即ち、中小破断時は破断流量が
少なく炉内が高温状態で長く維持されるため、この高圧
下で注水が可能な高圧系の冷却効果が有効的となる。ま
た、大破断時も多数の高圧ＥＣＣ８による炉心への早期
注入が開始されると、安全実験の結果から確認されてい
るが、チャンネルボックスのぬれかさらに進み、水滴が
チャンネルボックスから燃料棒にはねて燃料棒表面から
熱が吸収されるため、炉心の冷却効果がよくなっている
。
ることのできるＥＣＣ８の組合せとして曲線Ｃの高圧３
系統、低圧２系統が有効となり、本実施例は曲線ＣのＥ
ＣＣ８系統構成である。即ち、中小破断時は破断流量が
少なく炉内が高温状態で長く維持されるため、この高圧
下で注水が可能な高圧系の冷却効果が有効的となる。ま
た、大破断時も多数の高圧ＥＣＣ８による炉心への早期
注入が開始されると、安全実験の結果から確認されてい
るが、チャンネルボックスのぬれかさらに進み、水滴が
チャンネルボックスから燃料棒にはねて燃料棒表面から
熱が吸収されるため、炉心の冷却効果がよくなっている
。
第２図は本実施例のＥＣＣ８系統構成概要図である。図
において、ＨＰＦＬＩ、２は、原子炉水位「低」または
格納容器圧力「高」の信号で作動を開始し、第６図のＨ
ＰＣ８１７と同様の駆動源で駆動されるＨＰＦＬポンプ
７．８によって復水針Ｒタンク９の水またはサプレッシ
ョン１０プール水を直接炉心シュラウド内に注入し、炉
心を冠水することにより炉心を冷却し、原子炉水位「高
」の信号で停止する。Ｒ，ＣｌＣ５は、ＥＣＣ，Ｓ高圧
系と隔離時冷却系の両性能を有しておシ、原子炉蒸気の
一部を用いたタービン１１駆動のＲ，ＣＩＣポンプ１２
によって、ＨＰＦＬｌ、２の作動開始。
において、ＨＰＦＬＩ、２は、原子炉水位「低」または
格納容器圧力「高」の信号で作動を開始し、第６図のＨ
ＰＣ８１７と同様の駆動源で駆動されるＨＰＦＬポンプ
７．８によって復水針Ｒタンク９の水またはサプレッシ
ョン１０プール水を直接炉心シュラウド内に注入し、炉
心を冠水することにより炉心を冷却し、原子炉水位「高
」の信号で停止する。Ｒ，ＣｌＣ５は、ＥＣＣ，Ｓ高圧
系と隔離時冷却系の両性能を有しておシ、原子炉蒸気の
一部を用いたタービン１１駆動のＲ，ＣＩＣポンプ１２
によって、ＨＰＦＬｌ、２の作動開始。
停止の場合と同じ信号で駆動され復水貯蔵タンク９の水
またはサプレッション１０プール水を直接炉心７ユラウ
ド内に注入し、炉心に冠水することによ）炉心を冷却す
る。このときの駆動源は、全電源喪失時にも駆動可能な
蒸気タービンとしているが、これは原子炉施設の安全性
を確保し得るように駆動源に助長性を持たせているため
である。
またはサプレッション１０プール水を直接炉心７ユラウ
ド内に注入し、炉心に冠水することによ）炉心を冷却す
る。このときの駆動源は、全電源喪失時にも駆動可能な
蒸気タービンとしているが、これは原子炉施設の安全性
を確保し得るように駆動源に助長性を持たせているため
である。
ＬＰＣ８４，５は、原子炉水位「低」または格納容器圧
力「高」の信号で作動を開始し、ＨＰＦＬｌ、２の作動
開始、停止の場合と同じ信号にょシ駆動されるＬＰＣＳ
ポンプ１３．１４によってサプレッション１０プール水
を炉心上部に取シ付はラレタスハーシャ３５ヘッダーの
ノズルかう燃料集合体上にスプレィすることによって炉
心を冷却する。その後スプレィされた水は再びサプレッ
ション１０チヤンバ内に戻シ、残留熱除熱系の熱交換器
１５，１６によって冷却された後、再びスプレィされる
。尚、高圧ポンプは低圧時には高圧時に比し著しく多量
の水を注入できる。
力「高」の信号で作動を開始し、ＨＰＦＬｌ、２の作動
開始、停止の場合と同じ信号にょシ駆動されるＬＰＣＳ
ポンプ１３．１４によってサプレッション１０プール水
を炉心上部に取シ付はラレタスハーシャ３５ヘッダーの
ノズルかう燃料集合体上にスプレィすることによって炉
心を冷却する。その後スプレィされた水は再びサプレッ
ション１０チヤンバ内に戻シ、残留熱除熱系の熱交換器
１５，１６によって冷却された後、再びスプレィされる
。尚、高圧ポンプは低圧時には高圧時に比し著しく多量
の水を注入できる。
第３図において、上記したように点線の曲線Ｃは本実施
例の解析結果を示し、実線の曲線Ａは現行ＢＷ几−５の
解析結果である。曲線人の中小破断領域でのＰＣＴのピ
ークは大破断時と同程度の結果となっているが、一方、
曲ｄｃは、ＥＣＣ８が原子炉の高圧状態下でも作動可能
な高圧注水系の採用により、早期に炉心に冷却材を注入
できるため、水位低下が緩和され、炉心ヒートアップが
起こらない。また、大破断時では、現行ＢＷＲ−５と同
じ系統数でも同じ容量をもった高圧系であれば制圧状態
から一定流量の冷却材を確保できる点で本実施例の解析
結果は現行ＢＷＲ−５の結果よシＰＣＴが低くなる。
例の解析結果を示し、実線の曲線Ａは現行ＢＷ几−５の
解析結果である。曲線人の中小破断領域でのＰＣＴのピ
ークは大破断時と同程度の結果となっているが、一方、
曲ｄｃは、ＥＣＣ８が原子炉の高圧状態下でも作動可能
な高圧注水系の採用により、早期に炉心に冷却材を注入
できるため、水位低下が緩和され、炉心ヒートアップが
起こらない。また、大破断時では、現行ＢＷＲ−５と同
じ系統数でも同じ容量をもった高圧系であれば制圧状態
から一定流量の冷却材を確保できる点で本実施例の解析
結果は現行ＢＷＲ−５の結果よシＰＣＴが低くなる。
第４図は横軸にＥＣＣ８容量をと９、縦軸に燃料被覆管
温度をとって示したＥＣＣ３ｙ景に対する被覆管温度の
解析結果であり、点線の曲線Ｅは本実施例、実線の曲ａ
Ｆは現行Ｂ Ｗ几−５である。
温度をとって示したＥＣＣ３ｙ景に対する被覆管温度の
解析結果であり、点線の曲線Ｅは本実施例、実線の曲ａ
Ｆは現行Ｂ Ｗ几−５である。
同図のＥＣＣ８容量に対する被覆管温度の関係から、Ｅ
ＣＣ８容量の低減をはかることができる。
ＣＣ８容量の低減をはかることができる。
即ち、曲線Ｆの現行ＢＷＲ，−５のＥＣＣ８容量を曲線
Ｅのように低減してゆき、燃料被覆管温度の設計目標値
が確保できる限界容量を本実施例によ２つて求めると現
行のＢＷＲ−５に対して１台分の設計目標値の約１／３
に低減できる。このため、大破断の場合につきＥＣＣ８
の各系統の容量を見直せば、大幅な容量の低減、または
系統数の低減をはかることができる。また、ＬＯＣＡ時
早期の高圧系の作動により減圧効果が促進されるため、
その後作動する人ＤＳの容量の大幅低減をはかることが
できる。
Ｅのように低減してゆき、燃料被覆管温度の設計目標値
が確保できる限界容量を本実施例によ２つて求めると現
行のＢＷＲ−５に対して１台分の設計目標値の約１／３
に低減できる。このため、大破断の場合につきＥＣＣ８
の各系統の容量を見直せば、大幅な容量の低減、または
系統数の低減をはかることができる。また、ＬＯＣＡ時
早期の高圧系の作動により減圧効果が促進されるため、
その後作動する人ＤＳの容量の大幅低減をはかることが
できる。
このように本実施例の原子炉非常用炉心冷却装置は、高
圧注水系統が３系統でそれぞれ独立して注水可能に形成
されると共に、そのうちの２系統には低圧注水系統が付
加され、また、高圧注水系統の一つはＲ，ＣＩＣと共用
されている。従って、プラントの信頼性ならびに安全性
を低下することなく炉心冷却能力を大幅に向上でき、Ｅ
ＣＣ８容量を大幅に低減することができる。このため、
ポンプ、モータ及び配管等のＥＣＣ８に係る製造原価を
大幅に低減することができる。また、ＡＤＳに関しては
高圧系の早期作動により戚圧効果が促進されるため、現
行のＡＤＳ容量をさらに低減でき、または、ＡＤ８機能
を削除することも可能である。そして、従来の凡ＣＩＣ
を削減できる。
圧注水系統が３系統でそれぞれ独立して注水可能に形成
されると共に、そのうちの２系統には低圧注水系統が付
加され、また、高圧注水系統の一つはＲ，ＣＩＣと共用
されている。従って、プラントの信頼性ならびに安全性
を低下することなく炉心冷却能力を大幅に向上でき、Ｅ
ＣＣ８容量を大幅に低減することができる。このため、
ポンプ、モータ及び配管等のＥＣＣ８に係る製造原価を
大幅に低減することができる。また、ＡＤＳに関しては
高圧系の早期作動により戚圧効果が促進されるため、現
行のＡＤＳ容量をさらに低減でき、または、ＡＤ８機能
を削除することも可能である。そして、従来の凡ＣＩＣ
を削減できる。
以上記述した如く本発明の原子炉非常用炉心冷却装置は
、炉心冷却能力を大幅に向上すると共にＥＣＣ８容量を
低減できる効果を有するものである。
、炉心冷却能力を大幅に向上すると共にＥＣＣ８容量を
低減できる効果を有するものである。
第１図は本発明の原子炉非常用炉心冷却装置の実施例の
ＥＣＣ８系統図、第２図は第１図の系統の区分説明図、
第３図は第１図の系統及びその他の系統の配管破断面積
と燃料被覆管温度との解析による関係説明図、第４図は
第１図の装置及び現行のＢＷＲ−５０ＥＣＣ８容量と燃
料被覆管温度との解析による関係説明図、第５図は現行
ＢＷＲ−５０ＥＣＣ８系統図、第６図は第柔図の系統の
区分説明図、第７図は第５図のＬＰＣＢの系統図、第８
図、第９図はそれぞれ第５図のＬＰＣＩの系統図、第１
０図は第５図のＨＦＯ２の系統図である。 １．２・・・高圧注水系、３・・・隔離冷却系、４．５
・・・低圧炉心スプレィ系、６・・・自動減圧系。
ＥＣＣ８系統図、第２図は第１図の系統の区分説明図、
第３図は第１図の系統及びその他の系統の配管破断面積
と燃料被覆管温度との解析による関係説明図、第４図は
第１図の装置及び現行のＢＷＲ−５０ＥＣＣ８容量と燃
料被覆管温度との解析による関係説明図、第５図は現行
ＢＷＲ−５０ＥＣＣ８系統図、第６図は第柔図の系統の
区分説明図、第７図は第５図のＬＰＣＢの系統図、第８
図、第９図はそれぞれ第５図のＬＰＣＩの系統図、第１
０図は第５図のＨＦＯ２の系統図である。 １．２・・・高圧注水系、３・・・隔離冷却系、４．５
・・・低圧炉心スプレィ系、６・・・自動減圧系。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、軽水型原子炉の冷却材喪失事故時に原子炉内を、高
圧系統並びに低圧系統により注水冷却するように構成さ
れたものにおいて、上記高圧系統のそれぞれ並びに上記
低圧系統のそれぞれが独立して注水可能に形成されると
共に、該高圧注水系統が３系統、該低圧注水系統が２系
統設けられていることを特徴とする原子炉非常用炉心冷
却装置。 ２、上記各系統をそれぞれ駆動する動力源、該動力源に
駆動されるポンプ、該ポンプの制御部材その他すべての
機器が３個のスペースに区分し分離配置され、該各区分
にはそれぞれ１個の上記高圧注水系統を有すると共に、
２個の系統には上記低圧注水系統がそれぞれ付加されて
いる特許請求の範囲第１項記載の原子炉非常用炉心冷却
装置。 ３、上記３個の高圧注水系統は電動機を駆動源とするも
の及びタービンを駆動源とするものから構成され、該タ
ービン駆動の上記高圧注水系統は隔離時冷却系と共用さ
れている特許請求の範囲第１項記載の原子炉非常用炉心
冷却装置。 ４、上記隔離時冷却系と共用されている上記高圧注水系
統がシュラウド内側に注入するように形成されている特
許請求の範囲第３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 |
|---|---|---|---|
| JP59207676A JPS6184595A (ja) | 1984-10-03 | 1984-10-03 | 原子炉非常用炉心冷却装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59207676A JPS6184595A (ja) | 1984-10-03 | 1984-10-03 | 原子炉非常用炉心冷却装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6184595A true JPS6184595A (ja) | 1986-04-30 |
| JPH0511276B2 JPH0511276B2 (ja) | 1993-02-15 |
Family
ID=16543719
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59207676A Granted JPS6184595A (ja) | 1984-10-03 | 1984-10-03 | 原子炉非常用炉心冷却装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6184595A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2012242375A (ja) * | 2011-05-23 | 2012-12-10 | Motohiro Okada | 原子力発電所装置。 |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5489190A (en) * | 1977-12-26 | 1979-07-14 | Toshiba Corp | Reactor core cooler |
| JPS6117988A (ja) * | 1984-07-05 | 1986-01-25 | 株式会社東芝 | 原子炉の安全装置 |
-
1984
- 1984-10-03 JP JP59207676A patent/JPS6184595A/ja active Granted
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5489190A (en) * | 1977-12-26 | 1979-07-14 | Toshiba Corp | Reactor core cooler |
| JPS6117988A (ja) * | 1984-07-05 | 1986-01-25 | 株式会社東芝 | 原子炉の安全装置 |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2012242375A (ja) * | 2011-05-23 | 2012-12-10 | Motohiro Okada | 原子力発電所装置。 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0511276B2 (ja) | 1993-02-15 |
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