JPS63275992A - 原子炉冷却装置 - Google Patents
原子炉冷却装置Info
- Publication number
- JPS63275992A JPS63275992A JP62109866A JP10986687A JPS63275992A JP S63275992 A JPS63275992 A JP S63275992A JP 62109866 A JP62109866 A JP 62109866A JP 10986687 A JP10986687 A JP 10986687A JP S63275992 A JPS63275992 A JP S63275992A
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- JP
- Japan
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- cooling
- injector
- nuclear reactor
- cooling water
- condenser
- Prior art date
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- Pending
Links
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- 239000000498 cooling water Substances 0.000 claims abstract description 26
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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)
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】
〔発明の目的〕
（産業上の利用分野）
本発明は、原子炉停止時に原子炉圧力容器から発生する
蒸気を凝縮させる原子炉冷却装置に関する。
蒸気を凝縮させる原子炉冷却装置に関する。
（従来の技術）
沸騰水型原子炉では、原子炉停止時においても原子炉圧
力容器内に配置された炉心における放射性物質の崩壊熱
等によって蒸気が発生するので、これによる原子炉圧力
容器の加熱及び過圧を防止する目的で蒸気を外部に導い
て冷却・凝縮させろ原子炉冷却装置が提案されている。
力容器内に配置された炉心における放射性物質の崩壊熱
等によって蒸気が発生するので、これによる原子炉圧力
容器の加熱及び過圧を防止する目的で蒸気を外部に導い
て冷却・凝縮させろ原子炉冷却装置が提案されている。
第２図は上述したような原子炉冷却装置の従来例を示し
ている。第２図において、原子炉建屋１０内には原子炉
圧力容器８が収納されている。そして、ｆ心ｌを収納し
た原子炉圧力容器８より上方に、内部に伝熱管束２を有
する原子炉冷却復水器３を設置し、原子炉圧力容器８内
で発生した蒸気を伝熱管束２に導き、冷却、凝縮させ、
生成した凝縮水は重力によって再び原子炉圧力容器８内
に導かれる様に成っている。一方、原子炉冷却復水器３
は冷却水３ａを貯留し、伝熱管束２から熱を吸収して沸
騰、蒸発し、生成した蒸気は蒸気管４を介して大気に放
出される。蒸発して減少した冷却水は、外部に設置した
冷却水タンク９から電動ポンプ７によって補給される。
ている。第２図において、原子炉建屋１０内には原子炉
圧力容器８が収納されている。そして、ｆ心ｌを収納し
た原子炉圧力容器８より上方に、内部に伝熱管束２を有
する原子炉冷却復水器３を設置し、原子炉圧力容器８内
で発生した蒸気を伝熱管束２に導き、冷却、凝縮させ、
生成した凝縮水は重力によって再び原子炉圧力容器８内
に導かれる様に成っている。一方、原子炉冷却復水器３
は冷却水３ａを貯留し、伝熱管束２から熱を吸収して沸
騰、蒸発し、生成した蒸気は蒸気管４を介して大気に放
出される。蒸発して減少した冷却水は、外部に設置した
冷却水タンク９から電動ポンプ７によって補給される。
この電動ポンプ７の駆動用電力は、外部電力系統あるい
はディーゼル発↑１機などで構成されるなＭ、？２ｎ１
１がら供給される。なお、第２図において、彼線で示す
矢印は蒸気の流れを、実、線で示す矢印は水の流れを示
している。
はディーゼル発↑１機などで構成されるなＭ、？２ｎ１
１がら供給される。なお、第２図において、彼線で示す
矢印は蒸気の流れを、実、線で示す矢印は水の流れを示
している。
（発明が解決しようとする問題点）
以上の＋１が成を有する従来の原子炉冷却装置では。
原子炉冷却復水器は可動部分がない為に故障が少なく、
高い（＋５頼性を有するものであるが、冷却水補給の為
の電動ポンプ及び電源設備は、動的機器によって構成さ
れる為、これらの故障発生が予想され、その為に、電）
功ポンプやディーゼル発電機などの機器を複数設置して
畳重化し、信頼性を高める必要があり、従って、設備が
複維化、大型化する不都合がある。
高い（＋５頼性を有するものであるが、冷却水補給の為
の電動ポンプ及び電源設備は、動的機器によって構成さ
れる為、これらの故障発生が予想され、その為に、電）
功ポンプやディーゼル発電機などの機器を複数設置して
畳重化し、信頼性を高める必要があり、従って、設備が
複維化、大型化する不都合がある。
本発明はこの様な点を考慮してなされたもので、簡素か
つイ８頼性の高い冷却水補給設備を備えた原子炉冷却装
置を提供することを目的とする。
つイ８頼性の高い冷却水補給設備を備えた原子炉冷却装
置を提供することを目的とする。
（問題点を解決するための手段）
上記目的を達成するために、本発明においては、原子炉
圧力容器内から発生した蒸気を伝熱管を介して導入して
冷却凝縮させるツバ（子炉冷却復水器と、この原子炉冷
却復水器内で発生した蒸気を圧力制御弁を介して系外へ
弯く蒸気管と、前記冷却復水器内で発生した蒸気を駆動
源として冷却水タンクから冷却水を冷却復水器へ導くイ
ンゼクタとから成ることを特徴とする原子炉冷却装置を
提供する。
圧力容器内から発生した蒸気を伝熱管を介して導入して
冷却凝縮させるツバ（子炉冷却復水器と、この原子炉冷
却復水器内で発生した蒸気を圧力制御弁を介して系外へ
弯く蒸気管と、前記冷却復水器内で発生した蒸気を駆動
源として冷却水タンクから冷却水を冷却復水器へ導くイ
ンゼクタとから成ることを特徴とする原子炉冷却装置を
提供する。
（作用）
本発明に係る原子炉冷却装置においては、原子炉冷却復
水器で発生する蒸気をインゼクタに導き、これを駆動源
として冷却水タンクの冷却水を原子炉冷却復水器に供給
する。原子炉冷却復水器で発生する蒸気は、圧力制御弁
によって、インゼクタを駆動するのに敵した圧力に制御
されろ。
水器で発生する蒸気をインゼクタに導き、これを駆動源
として冷却水タンクの冷却水を原子炉冷却復水器に供給
する。原子炉冷却復水器で発生する蒸気は、圧力制御弁
によって、インゼクタを駆動するのに敵した圧力に制御
されろ。
（実施例）
以下、本発明の実施例を第１図を参照して説明する。な
お、第１図において第２図と同一部分には同一符号を付
し、その部分の構成の説明は省略する。
お、第１図において第２図と同一部分には同一符号を付
し、その部分の構成の説明は省略する。
第１図において、原子炉圧力容器８より上方に、内部に
伝熱管束２を有する原子炉冷却復水器３を設置し原子炉
圧力容器で発生した蒸気を伝熱管束２に導き、冷却・凝
縮させ、生成した凝縮水は重力によって原子炉圧力容器
８内に導かれる。一方、原子炉冷却復水器３内には、冷
却水３ａが貯留されており、この冷却水３ａは伝熱管束
２から熱を吸収して沸騰、蒸発する。
伝熱管束２を有する原子炉冷却復水器３を設置し原子炉
圧力容器で発生した蒸気を伝熱管束２に導き、冷却・凝
縮させ、生成した凝縮水は重力によって原子炉圧力容器
８内に導かれる。一方、原子炉冷却復水器３内には、冷
却水３ａが貯留されており、この冷却水３ａは伝熱管束
２から熱を吸収して沸騰、蒸発する。
さらに本発明においては、冷却水タンク９を水源とする
インゼクタ５を設け、原子炉冷却復水器３からインゼク
タ５へ連通ずる冷却水供給配管１２を設け、インゼクタ
５の吐出側は、給水配管１３を介して原子炉冷却復水器
３内に開放されている。
インゼクタ５を設け、原子炉冷却復水器３からインゼク
タ５へ連通ずる冷却水供給配管１２を設け、インゼクタ
５の吐出側は、給水配管１３を介して原子炉冷却復水器
３内に開放されている。
また、蒸気／Ｉ？４には、圧力制御弁６を設ける。なお
、第１図において、破線で示す矢印は蒸気の流れを、実
線で示す矢印は水の流れを示している。
、第１図において、破線で示す矢印は蒸気の流れを、実
線で示す矢印は水の流れを示している。
以上の構成において、原子炉冷却復水器３の内部の蒸気
圧力は圧力制御弁６によって、インゼクタ５の作動に敵
した圧力に制御され、発生する蒸気の一部はインゼクタ
５に供給され、これを駆動源として冷却水タンク９がら
冷却水を吸引、加圧し、原子炉冷却復水器３に補給する
。
圧力は圧力制御弁６によって、インゼクタ５の作動に敵
した圧力に制御され、発生する蒸気の一部はインゼクタ
５に供給され、これを駆動源として冷却水タンク９がら
冷却水を吸引、加圧し、原子炉冷却復水器３に補給する
。
インゼクタは、可動部分がなく、高い信頼性を有してい
る為、これを畳重化して設置する必要はなく、もって簡
素な設備となる。
る為、これを畳重化して設置する必要はなく、もって簡
素な設備となる。
また、原子炉冷却復水器にて発生する蒸気を駆動源とす
る為、電源設備などの外部動力供給設備が不要となり、
設備がＮ素化されると共に、外部動力の喪失による機能
喪失と言う事態の発生がない事から、更に信頼性を向上
させることができる。
る為、電源設備などの外部動力供給設備が不要となり、
設備がＮ素化されると共に、外部動力の喪失による機能
喪失と言う事態の発生がない事から、更に信頼性を向上
させることができる。
以上、説明したように本発明によれば、冷却水供給にイ
ンゼクタを使用する為、設備が簡素化されるとともにイ
４頼性の高い原子炉冷却装置を得ろことができる。
ンゼクタを使用する為、設備が簡素化されるとともにイ
４頼性の高い原子炉冷却装置を得ろことができる。
第１図は本発明の一実施例を示す原子炉冷却装置の系統
図、第２図は原子炉冷却装置の従来例を示す系統図であ
る。 ２・・・伝熱管束 ３・・原子炉冷却復水器４
・・・蒸気管 ５・・・インゼクタ６・・・
圧力制御弁 ８・・・ＤＸ子炉圧カ容器９・・・
冷却水タンク 代理人 昇理士 則 近 憲 佑 同 第子丸 健 第１図
図、第２図は原子炉冷却装置の従来例を示す系統図であ
る。 ２・・・伝熱管束 ３・・原子炉冷却復水器４
・・・蒸気管 ５・・・インゼクタ６・・・
圧力制御弁 ８・・・ＤＸ子炉圧カ容器９・・・
冷却水タンク 代理人 昇理士 則 近 憲 佑 同 第子丸 健 第１図
Claims (1)
- （１）原子炉圧力容器内から発生した蒸気を伝熱管を介
して導入して冷却凝縮させる原子炉冷却復水器と、この
原子炉冷却復水器内で発生した蒸気を圧力制御弁を介し
て系外へ導く蒸気管と、前記冷却復水器内で発生した蒸
気を駆動源として冷却水タンクから冷却水を冷却復水器
へ導くインゼクタとから成ることを特徴とする原子炉冷
却装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62109866A JPS63275992A (ja) | 1987-05-07 | 1987-05-07 | 原子炉冷却装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62109866A JPS63275992A (ja) | 1987-05-07 | 1987-05-07 | 原子炉冷却装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63275992A true JPS63275992A (ja) | 1988-11-14 |
Family
ID=14521183
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62109866A Pending JPS63275992A (ja) | 1987-05-07 | 1987-05-07 | 原子炉冷却装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS63275992A (ja) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH02268295A (ja) * | 1989-03-20 | 1990-11-01 | General Electric Co <Ge> | 原子炉系 |
| JP2012013558A (ja) * | 2010-07-01 | 2012-01-19 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子力発電所の隔離時冷却設備 |
| JP2013104729A (ja) * | 2011-11-11 | 2013-05-30 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉炉心冷却システム及びこれを用いた原子力発電プラント設備 |
| JP2015531492A (ja) * | 2012-10-12 | 2015-11-02 | コリア ハイドロ アンド ニュークリア パワー カンパニー リミティッド | 原子力発電所の被動型補助給水系統の充水装置 |
| JP2015534649A (ja) * | 2012-10-12 | 2015-12-03 | コリア ハイドロ アンド ニュークリア パワー カンパニー リミティッド | 原子力発電所の被動型補助給水系統の充水装置 |
-
1987
- 1987-05-07 JP JP62109866A patent/JPS63275992A/ja active Pending
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH02268295A (ja) * | 1989-03-20 | 1990-11-01 | General Electric Co <Ge> | 原子炉系 |
| JP2012013558A (ja) * | 2010-07-01 | 2012-01-19 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子力発電所の隔離時冷却設備 |
| JP2013104729A (ja) * | 2011-11-11 | 2013-05-30 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉炉心冷却システム及びこれを用いた原子力発電プラント設備 |
| JP2015531492A (ja) * | 2012-10-12 | 2015-11-02 | コリア ハイドロ アンド ニュークリア パワー カンパニー リミティッド | 原子力発電所の被動型補助給水系統の充水装置 |
| JP2015534649A (ja) * | 2012-10-12 | 2015-12-03 | コリア ハイドロ アンド ニュークリア パワー カンパニー リミティッド | 原子力発電所の被動型補助給水系統の充水装置 |
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