JPH0631782B2 - 軽水型原子炉 - Google Patents
軽水型原子炉Info
- Publication number
- JPH0631782B2 JPH0631782B2 JP60247089A JP24708985A JPH0631782B2 JP H0631782 B2 JPH0631782 B2 JP H0631782B2 JP 60247089 A JP60247089 A JP 60247089A JP 24708985 A JP24708985 A JP 24708985A JP H0631782 B2 JPH0631782 B2 JP H0631782B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- core
- pressure vessel
- coolant
- water
- 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.)
- Expired - Lifetime
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)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は、冷却材喪失事故時における原子炉の安全性を
確保する軽水型原子炉に係り、特に減圧沸騰により冷却
材が放出されても炉心が露出しないだけの冷却材量の炉
心の燃料発熱部上端より上方に確保するようにした炉心
冠水維持型の原子炉を得ようとするものである。
確保する軽水型原子炉に係り、特に減圧沸騰により冷却
材が放出されても炉心が露出しないだけの冷却材量の炉
心の燃料発熱部上端より上方に確保するようにした炉心
冠水維持型の原子炉を得ようとするものである。
従来の沸騰水型原子炉（以下ＢＷＲと称す）について、
第２図により説明する。
第２図により説明する。
第２図は、炉心１を格納する原子炉圧力容器５と、炉心
１での発生熱の除去及び炉熱出力制御の機能をもち、炉
心１より下方に位置する再循環系と、炉水の水位を一定
に保つための給水系６とを有し、さらに非常用炉心冷却
系（以下ＥＣＣＳと称す）として、高圧炉心スプレイ系
７（以下ＨＰＣＳと称す）と、低圧炉心スプレイ系（以
下ＬＰＣＳと称す）と、低圧注水系９（ＬＰＣＩ）とを
有するＢＷＲにおいて、冷却材喪失事故（以下ＬＯＣＡ
と称す）時の原子炉水位及び原子炉圧力の変化を示した
ものである。
１での発生熱の除去及び炉熱出力制御の機能をもち、炉
心１より下方に位置する再循環系と、炉水の水位を一定
に保つための給水系６とを有し、さらに非常用炉心冷却
系（以下ＥＣＣＳと称す）として、高圧炉心スプレイ系
７（以下ＨＰＣＳと称す）と、低圧炉心スプレイ系（以
下ＬＰＣＳと称す）と、低圧注水系９（ＬＰＣＩ）とを
有するＢＷＲにおいて、冷却材喪失事故（以下ＬＯＣＡ
と称す）時の原子炉水位及び原子炉圧力の変化を示した
ものである。
ＢＷＲのＬＯＣＡ事象で炉心１の冷却に最も厳しい事故
は、炉心１より下方に位置する再循環系の吸込み配管１
５の破断である。再循環ポンプ１３と、ダウンカマ１４
の下部に位置する吸込み配管１５と、ダウンカマ１４か
ら取り出した冷却材を昇圧しジエツトポンプ１６へ駆動
水を供給するための吐出配管１７を有する再循環系にお
いて、吸込み配管１５に破断が発生するとダウンカマ１
４の水位及び原子炉容器５内の圧力は急激に低下（減
圧）し（第２図の（イ）部分参照）、これに伴い炉心シ
ユラウド内水位も急激に低下する。図に示すように、Ｌ
ＯＣＡ後、約５０秒後に炉心１は露出し、このため燃料
被覆管温度は上昇する（第２図の（ロ）の部分参照）。
一方、原子炉圧力が低下するとＥＣＣＳが注水されるた
め、やがてシユラウド内水位は回復し、炉心１は再冠水
（約１５０秒後）し冷却される（第２図の（ハ）の部分
参照）。このように、ＢＷＲでは、炉心１より下方に大
口径配管が位置しているため、ＬＯＣＡが発生すると炉
心１は完全に露出してしまい、炉心冷却はＥＣＣＳ系に
よつて行われていた。
は、炉心１より下方に位置する再循環系の吸込み配管１
５の破断である。再循環ポンプ１３と、ダウンカマ１４
の下部に位置する吸込み配管１５と、ダウンカマ１４か
ら取り出した冷却材を昇圧しジエツトポンプ１６へ駆動
水を供給するための吐出配管１７を有する再循環系にお
いて、吸込み配管１５に破断が発生するとダウンカマ１
４の水位及び原子炉容器５内の圧力は急激に低下（減
圧）し（第２図の（イ）部分参照）、これに伴い炉心シ
ユラウド内水位も急激に低下する。図に示すように、Ｌ
ＯＣＡ後、約５０秒後に炉心１は露出し、このため燃料
被覆管温度は上昇する（第２図の（ロ）の部分参照）。
一方、原子炉圧力が低下するとＥＣＣＳが注水されるた
め、やがてシユラウド内水位は回復し、炉心１は再冠水
（約１５０秒後）し冷却される（第２図の（ハ）の部分
参照）。このように、ＢＷＲでは、炉心１より下方に大
口径配管が位置しているため、ＬＯＣＡが発生すると炉
心１は完全に露出してしまい、炉心冷却はＥＣＣＳ系に
よつて行われていた。
次に新型沸騰水型原子炉（以下ＡＢＷＲと称す）につい
て第３図より説明する。
て第３図より説明する。
第３図は、炉心１を格納する原子炉圧力容器５と、炉心
１での発生熱の除去および炉熱出力制御の機能をもつた
インターナルポンプ１０と、炉水位を一定に保つための
給水系６とを有し、さらにＥＣＣＳ系としてＨＰＣＳ
７、原子炉隔離時冷却設備１１（以下ＲＣＩＣと称
す）、低圧注水系１２（以下ＬＰＦＬと称す）を有する
ＡＢＷＲにおいて、炉心冷却に最も厳しいＨＰＣＳの破
断を想定した場合における解析結果を示す図である。Ｈ
ＰＣＳ配管７に破断が生じるとＨＰＣＳスーパジヤ１８
の部分から冷却材が原子炉圧力容器５外に放出される。
しかし、ダウンカマ１４における水位が低下すると、約
５５秒でＲＣＩＣ１１が作動し（第３図の（ニ）の部分
参照）、さらに約１５０秒で自動減圧系（ＡＤＳ）が作
動（第３図の（ホ）参照）する。原子炉圧力がＬＰＦＬ
１２の作動する圧力まで低下すると（この時減圧沸騰が
生じ炉心位が上昇する）約３３秒でＬＰＦＬ１２が注水
を開始（第３図の（ヘ）参照）するため、炉水位は再び
上昇する。このため炉心１は事故時の全ての期間で冠水
維持される。このように、ＲＣＩＣ１１は、ＬＯＣＡ開
始からＬＰＦＬ１２が作動するまでの炉心冠水冷却のた
めに、LPFL12は自動減圧系が作動し減圧沸騰により放出
される冷却材量と崩壊熱により放出される冷却材量を補
うために設けられている。一方、燃料棒被覆管温度変化
はＬＯＣＡ発生後、インターナルポンプ１０の停止によ
る炉心流量の急激な減少により遷移沸騰が発生し、熱伝
導率が低くなるため、燃料棒被覆管温度は上昇する（第
３図の（ト）参照）。しかし、スクラムによる出力低下
により燃料棒被覆管温度の上昇は短期間でおさまる。こ
のように、ＡＢＷＲではＬＯＣＡ発生初期にはＲＣＩＣ
１１により、原子炉圧力が低下した後には、ＬＰＦＬ１
２により炉内に冷却材が注水されるため、事故後全ての
期間で冠水維持され十分な炉心冷却が得られる。
１での発生熱の除去および炉熱出力制御の機能をもつた
インターナルポンプ１０と、炉水位を一定に保つための
給水系６とを有し、さらにＥＣＣＳ系としてＨＰＣＳ
７、原子炉隔離時冷却設備１１（以下ＲＣＩＣと称
す）、低圧注水系１２（以下ＬＰＦＬと称す）を有する
ＡＢＷＲにおいて、炉心冷却に最も厳しいＨＰＣＳの破
断を想定した場合における解析結果を示す図である。Ｈ
ＰＣＳ配管７に破断が生じるとＨＰＣＳスーパジヤ１８
の部分から冷却材が原子炉圧力容器５外に放出される。
しかし、ダウンカマ１４における水位が低下すると、約
５５秒でＲＣＩＣ１１が作動し（第３図の（ニ）の部分
参照）、さらに約１５０秒で自動減圧系（ＡＤＳ）が作
動（第３図の（ホ）参照）する。原子炉圧力がＬＰＦＬ
１２の作動する圧力まで低下すると（この時減圧沸騰が
生じ炉心位が上昇する）約３３秒でＬＰＦＬ１２が注水
を開始（第３図の（ヘ）参照）するため、炉水位は再び
上昇する。このため炉心１は事故時の全ての期間で冠水
維持される。このように、ＲＣＩＣ１１は、ＬＯＣＡ開
始からＬＰＦＬ１２が作動するまでの炉心冠水冷却のた
めに、LPFL12は自動減圧系が作動し減圧沸騰により放出
される冷却材量と崩壊熱により放出される冷却材量を補
うために設けられている。一方、燃料棒被覆管温度変化
はＬＯＣＡ発生後、インターナルポンプ１０の停止によ
る炉心流量の急激な減少により遷移沸騰が発生し、熱伝
導率が低くなるため、燃料棒被覆管温度は上昇する（第
３図の（ト）参照）。しかし、スクラムによる出力低下
により燃料棒被覆管温度の上昇は短期間でおさまる。こ
のように、ＡＢＷＲではＬＯＣＡ発生初期にはＲＣＩＣ
１１により、原子炉圧力が低下した後には、ＬＰＦＬ１
２により炉内に冷却材が注水されるため、事故後全ての
期間で冠水維持され十分な炉心冷却が得られる。
第４図は、原子炉圧力が７０ＡＴＡからの減圧沸騰によ
つて冷却材が原子炉圧力容器５外に放出される割合を示
したものであり、全冷却材保有量の約３８％が放出され
ることがわかつている。
つて冷却材が原子炉圧力容器５外に放出される割合を示
したものであり、全冷却材保有量の約３８％が放出され
ることがわかつている。
第５図は、ＬＯＣＡ時の原子炉圧力容器５内の水位に対
する残留水量を示す。図から、ＢＷＲでは大口径配管が
炉心より下方に存在するため配管破断時に多量の冷却材
流出があり、炉水位は第５図点に低下するが、ＡＢＷ
Ｒでは、一次系配管が炉心１の上方に位置すること、及
びＲＣＩＣ１１の作動により、原子炉圧力容器５内の残
留水量がＢＷＲに比べて多く、燃料発熱部上端より上方
の第５図点に低下する。しかし、減圧沸騰により冷却
材が放出され（全冷却材の３８％）、かつＲＣＩＣ１１
なしの炉水位は、第５図点であり燃料発熱部上端より
下方になる。
する残留水量を示す。図から、ＢＷＲでは大口径配管が
炉心より下方に存在するため配管破断時に多量の冷却材
流出があり、炉水位は第５図点に低下するが、ＡＢＷ
Ｒでは、一次系配管が炉心１の上方に位置すること、及
びＲＣＩＣ１１の作動により、原子炉圧力容器５内の残
留水量がＢＷＲに比べて多く、燃料発熱部上端より上方
の第５図点に低下する。しかし、減圧沸騰により冷却
材が放出され（全冷却材の３８％）、かつＲＣＩＣ１１
なしの炉水位は、第５図点であり燃料発熱部上端より
下方になる。
第６図に各原子炉固有の安全性を示す。炉心１、冷却系
循環ポンプ２、冷却系中間熱交換器３を配管で結び冷却
材であるナトリウムによつて、炉心１で発生した熱を水
に伝え蒸気を発生させ、タービンを回転し発電する高速
増幅炉（ＦＢＲ）は、原子炉冷却材バウンダリでＬＯＣ
Ａが発生した場合においても、一次冷却材の循環に支障
をきたすことなく安全に炉心１の冷却が行えるように、
一次主冷却系の配管及び機器が高所配置になつている。
又、やむを得ず低い位置に配置される配管及び機器に
は、ガードベツセル４を配置し、原子炉容器液位を許容
レベル以上に保持できる設計としている。よつて、ＥＣ
ＣＳ系がなくとも十分な炉心冷却が得られるため原子炉
固有の安全性が非常に高い。なお、ガードベツセル４
は、原子炉圧力容器５、一次主冷却系中間熱交換器３、
一次主冷却系循環ポンプ２にそれぞれ設置されている。
しかし、ＢＷＲでは原子炉一次冷却系等の原子炉圧力容
器に接続されている配管の完全破断によりＬＯＣＡが発
生した場合、破断口からの冷却材流出及び減圧沸騰によ
る冷却材流出によつて炉心１は露出するため炉心冷却は
ＥＣＣＳに担うところが大きい。したがつて、原子炉固
有の安全性は低いといえる。
循環ポンプ２、冷却系中間熱交換器３を配管で結び冷却
材であるナトリウムによつて、炉心１で発生した熱を水
に伝え蒸気を発生させ、タービンを回転し発電する高速
増幅炉（ＦＢＲ）は、原子炉冷却材バウンダリでＬＯＣ
Ａが発生した場合においても、一次冷却材の循環に支障
をきたすことなく安全に炉心１の冷却が行えるように、
一次主冷却系の配管及び機器が高所配置になつている。
又、やむを得ず低い位置に配置される配管及び機器に
は、ガードベツセル４を配置し、原子炉容器液位を許容
レベル以上に保持できる設計としている。よつて、ＥＣ
ＣＳ系がなくとも十分な炉心冷却が得られるため原子炉
固有の安全性が非常に高い。なお、ガードベツセル４
は、原子炉圧力容器５、一次主冷却系中間熱交換器３、
一次主冷却系循環ポンプ２にそれぞれ設置されている。
しかし、ＢＷＲでは原子炉一次冷却系等の原子炉圧力容
器に接続されている配管の完全破断によりＬＯＣＡが発
生した場合、破断口からの冷却材流出及び減圧沸騰によ
る冷却材流出によつて炉心１は露出するため炉心冷却は
ＥＣＣＳに担うところが大きい。したがつて、原子炉固
有の安全性は低いといえる。
一方、ＡＢＷＲは、設計上想定すべき破断口は著しく小
さく、且つ破断位置も炉心１の上部に位置している。こ
のため、ＬＯＣＡ時に原子炉からの冷却材流出量が少な
く炉心が露出しにくいのでＢＷＲに比べプラント固有の
安全性は高い。
さく、且つ破断位置も炉心１の上部に位置している。こ
のため、ＬＯＣＡ時に原子炉からの冷却材流出量が少な
く炉心が露出しにくいのでＢＷＲに比べプラント固有の
安全性は高い。
以上のことから特にＡＢＷＲではＬＯＣＡが発生して
も、減圧沸騰により放出される冷却材（全保有水の３８
％）を捕えるだけの保有水量を炉心１上部に確保できれ
ば、プラント固有の安全性を高めることができる。
も、減圧沸騰により放出される冷却材（全保有水の３８
％）を捕えるだけの保有水量を炉心１上部に確保できれ
ば、プラント固有の安全性を高めることができる。
第７図にＡＢＷＲのＥＣＣＳ系統を示す。
ＥＣＣＳ系統は、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り、図に示
すように区分Ｉ、区分II及び区分IIIの３つに区分さ
れ、それぞれの区分ごとに動力源として非常用デイーゼ
ル発電機１９を設置している。例えば、最も炉心冷却に
厳しいＨＰＬＳ７の破断を考えると、図に示す区分IIの
ＨＰＣＳ７機能が停止し、且つ単一故障を想定すると、
区分IIIのＥＣＣＳ系の機能も同時に停止するという極
めて厳しい事故となる。しかし、残りの区分ＩのＲＣＩ
Ｃ１１、ＬＰＦＬ１２及び区分IIのLPFL１２により炉心
を十分冷却できるだけの容量をもつ性能をもつている。
各系統の容量は、ＲＣＩＣ１１が１系統で１８０Ｔ／Ｈ
ｒ、HPCS７が２系統で７３０Ｔ／Ｈｒ、ＬＰＦＬ１２は
３系統で950Ｔ／Ｈｒである。
が達成できるように独立性を有する構造であり、図に示
すように区分Ｉ、区分II及び区分IIIの３つに区分さ
れ、それぞれの区分ごとに動力源として非常用デイーゼ
ル発電機１９を設置している。例えば、最も炉心冷却に
厳しいＨＰＬＳ７の破断を考えると、図に示す区分IIの
ＨＰＣＳ７機能が停止し、且つ単一故障を想定すると、
区分IIIのＥＣＣＳ系の機能も同時に停止するという極
めて厳しい事故となる。しかし、残りの区分ＩのＲＣＩ
Ｃ１１、ＬＰＦＬ１２及び区分IIのLPFL１２により炉心
を十分冷却できるだけの容量をもつ性能をもつている。
各系統の容量は、ＲＣＩＣ１１が１系統で１８０Ｔ／Ｈ
ｒ、HPCS７が２系統で７３０Ｔ／Ｈｒ、ＬＰＦＬ１２は
３系統で950Ｔ／Ｈｒである。
なお、従来の公知例としては、日立評論Vo1.６６、No.
４（1984年４月号）の第５９頁〜第６４頁に記載された
ＡＢＷＲ（新型沸騰水型原子カプラント）の開発と題す
る技術がある。
４（1984年４月号）の第５９頁〜第６４頁に記載された
ＡＢＷＲ（新型沸騰水型原子カプラント）の開発と題す
る技術がある。
本発明は、原子炉一次系配管のＬＯＣＡ時においても炉
心が露出せず冠水維持される信頼性の高い軽水型原子炉
を得ることにある。
心が露出せず冠水維持される信頼性の高い軽水型原子炉
を得ることにある。
本発明は、原子炉の炉心と前記炉心上方に装備された上
部プレナムとを格納する原子炉圧力容器、及び前記原子
炉圧力容器に注水系として接続される注水配管及び同じ
く前記原子炉圧力容器に接続される主蒸気配管を有する
軽水型原子炉において、原子炉圧力容器内の圧力が通常
運転時の圧力から大気圧まで急減圧した場合に減圧沸騰
により冷却材が原子炉圧力容器外に放出された場合にお
いても冷却材を炉心の燃料発熱部上端より上方に確保で
きる高さに、前記各配管の前記原子炉圧力容器内におけ
る開口の位置を前記燃料発熱部上端よりも上方に設定し
たことを特徴とする軽水型原子炉であって、事故時の原
子炉圧力容器内での減圧沸騰においても炉心を冠水維持
して原子炉の安全性と信頼性とを向上するものである。
部プレナムとを格納する原子炉圧力容器、及び前記原子
炉圧力容器に注水系として接続される注水配管及び同じ
く前記原子炉圧力容器に接続される主蒸気配管を有する
軽水型原子炉において、原子炉圧力容器内の圧力が通常
運転時の圧力から大気圧まで急減圧した場合に減圧沸騰
により冷却材が原子炉圧力容器外に放出された場合にお
いても冷却材を炉心の燃料発熱部上端より上方に確保で
きる高さに、前記各配管の前記原子炉圧力容器内におけ
る開口の位置を前記燃料発熱部上端よりも上方に設定し
たことを特徴とする軽水型原子炉であって、事故時の原
子炉圧力容器内での減圧沸騰においても炉心を冠水維持
して原子炉の安全性と信頼性とを向上するものである。
本発明の具体的実施例は、軽水型原子炉において、ＬＯ
ＣＡが発生しても、破断口と燃料発熱部上端との間に破
断口以下の全保有水の３８％以上を確保できる構造とす
ることにより、小容量の低圧ＥＣＣＳだけで十分に炉心
を冷却することができる点に特徴がある。
ＣＡが発生しても、破断口と燃料発熱部上端との間に破
断口以下の全保有水の３８％以上を確保できる構造とす
ることにより、小容量の低圧ＥＣＣＳだけで十分に炉心
を冷却することができる点に特徴がある。
以下、本発明の一実施例を第１図及び第８図を用いて具
体的に説明する。
体的に説明する。
第１図はＡＢＷＲに本発明を採用した例で、図において
５は炉心１を格納する原子炉圧力容器、１０は炉心１で
の発生熱を除去、及び炉熱出力制御の機能をもつたイン
ターナルポンプ、６は炉水位を一定に保つための給水系
統である。ＥＣＣＳ系統としては、ＨＰＣＳ７，ＲＣＩ
Ｃ１１，ＬＰＦＬ１２を設置している。上部プレナム２
１は約４０cm高くしてあり、その分、上部プレナム２１
より上方の原子炉圧力容器５を含む構造物を高くしてい
る。１３５０ＭＷｅ級のＡＢＷＲプラントの通常水位で
の全保有水量は、約３０m3であり、減圧沸騰で原子炉圧
力容器５外に放出される割合は全保有水量の３８％であ
るので、放出される冷却材量は約１１．５m3である。こ
の放出量をHPCSノズル１８と燃料棒発熱部上端との間に
確保するにはＨＰＣＳノズル１８を約４０cm上方に高く
位置させればよい。
５は炉心１を格納する原子炉圧力容器、１０は炉心１で
の発生熱を除去、及び炉熱出力制御の機能をもつたイン
ターナルポンプ、６は炉水位を一定に保つための給水系
統である。ＥＣＣＳ系統としては、ＨＰＣＳ７，ＲＣＩ
Ｃ１１，ＬＰＦＬ１２を設置している。上部プレナム２
１は約４０cm高くしてあり、その分、上部プレナム２１
より上方の原子炉圧力容器５を含む構造物を高くしてい
る。１３５０ＭＷｅ級のＡＢＷＲプラントの通常水位で
の全保有水量は、約３０m3であり、減圧沸騰で原子炉圧
力容器５外に放出される割合は全保有水量の３８％であ
るので、放出される冷却材量は約１１．５m3である。こ
の放出量をHPCSノズル１８と燃料棒発熱部上端との間に
確保するにはＨＰＣＳノズル１８を約４０cm上方に高く
位置させればよい。
本発明では、上部プレナム２１を約４０cm高くし、その
分ＨＰＣＳノズル１８を高く位置させることにより、炉
心冷却に最も厳しいＨＰＣＳ破断によるＬＯＣＡが発生
しても自動減圧系が作動する間約１５０秒間はＲＣＩＣ
１１を注水しなくとも、発熱部上端より上方に冷却材を
多く確保できるので、炉心は露出しない。また減圧沸騰
によつて原子炉圧力容器５外に全保有水量の３８％が放
出されても炉心は露出しないため、ＬＯＣＡ後、ＬＰＦ
Ｌが作動するまでの間約３３０秒の間炉心は冠水維持さ
れる。よつて、本発明によれば、ＲＣＩＣ１１がなくと
もＬＰＦＬ１２だけで十分な炉心冷却が得られる。ま
た、ＬＰＦＬ１２の容量も、減圧沸騰によつて放出され
る冷却材量を考慮しなくともよいため、崩壊熱により放
出される冷却材相当の量だけで十分である。
分ＨＰＣＳノズル１８を高く位置させることにより、炉
心冷却に最も厳しいＨＰＣＳ破断によるＬＯＣＡが発生
しても自動減圧系が作動する間約１５０秒間はＲＣＩＣ
１１を注水しなくとも、発熱部上端より上方に冷却材を
多く確保できるので、炉心は露出しない。また減圧沸騰
によつて原子炉圧力容器５外に全保有水量の３８％が放
出されても炉心は露出しないため、ＬＯＣＡ後、ＬＰＦ
Ｌが作動するまでの間約３３０秒の間炉心は冠水維持さ
れる。よつて、本発明によれば、ＲＣＩＣ１１がなくと
もＬＰＦＬ１２だけで十分な炉心冷却が得られる。ま
た、ＬＰＦＬ１２の容量も、減圧沸騰によつて放出され
る冷却材量を考慮しなくともよいため、崩壊熱により放
出される冷却材相当の量だけで十分である。
以上述べたように、炉心冷却に最も厳しいＨＰＣＳ破断
によるＬＯＣＡの場合でも炉心は冠水維持されるため、
他の原子炉圧の容器に接続されるＲＣＩＣ１１，ＬＰＦ
Ｌ１２，給水系の６配管（ＨＰＣＳ配管７よりも上方に
設置）の破断が生じても破断口と燃料発熱部上端との間
に減圧沸騰で放出される全保有水量の３８％を確保でき
れば炉心は冠水維持されるため、次に示すようにＥＣＣ
Ｓ系の簡素化が計れる。
によるＬＯＣＡの場合でも炉心は冠水維持されるため、
他の原子炉圧の容器に接続されるＲＣＩＣ１１，ＬＰＦ
Ｌ１２，給水系の６配管（ＨＰＣＳ配管７よりも上方に
設置）の破断が生じても破断口と燃料発熱部上端との間
に減圧沸騰で放出される全保有水量の３８％を確保でき
れば炉心は冠水維持されるため、次に示すようにＥＣＣ
Ｓ系の簡素化が計れる。
第８図に本発明によるＥＣＣＳ系統の新しい構成を示
す。先に述べたように、ＬＯＣＡ時においては、ＲＣＩ
Ｃ１２に作動の必要はないが、過渡事象時の原子炉隔離
時における炉心の冷却を目的として設置しておく必要が
あるため、ＲＣＩＣ１２を削減することはできない。し
かし、高圧ＥＣＣＳがなくとも炉心は冠水維持されるた
め従来必要とされた第７図中のＨＰＣＳ７は不要とな
る。したがつて、ＬＯＣＡ及び単一故障を仮定して、第
８図に示すＥＣＣＳ系統とすることができる。ECCS容量
としては、従来のＡＢＷＲが、ＲＣＩＣ１１：１８０Ｔ
／Ｈｒ（１系統）、ＨＰＣＳ７：７３０Ｔ／Ｈｒ（２系
統）、ＬＰＦＬ１２：９５０Ｔ／Ｈｒ（３系統）に対
し、本発明におけるＡＢＷＲによれば、ＲＣＩＣ１１：
１８０Ｔ／Ｈｒ（１系統）、ＬＰＦＬ１２：約２３０Ｔ
／Ｈｒ（３系統）のＥＣＣＳ系統で十分炉心１は冷却さ
れる。なお、２３０Ｔ／Ｈｒの根拠は、ＬＯＣＡ後、約
３分後の崩壊熱（トータル出力の２％以下）による冷却
材喪失相当分の量にいくらかの余裕を含んだ値である。
す。先に述べたように、ＬＯＣＡ時においては、ＲＣＩ
Ｃ１２に作動の必要はないが、過渡事象時の原子炉隔離
時における炉心の冷却を目的として設置しておく必要が
あるため、ＲＣＩＣ１２を削減することはできない。し
かし、高圧ＥＣＣＳがなくとも炉心は冠水維持されるた
め従来必要とされた第７図中のＨＰＣＳ７は不要とな
る。したがつて、ＬＯＣＡ及び単一故障を仮定して、第
８図に示すＥＣＣＳ系統とすることができる。ECCS容量
としては、従来のＡＢＷＲが、ＲＣＩＣ１１：１８０Ｔ
／Ｈｒ（１系統）、ＨＰＣＳ７：７３０Ｔ／Ｈｒ（２系
統）、ＬＰＦＬ１２：９５０Ｔ／Ｈｒ（３系統）に対
し、本発明におけるＡＢＷＲによれば、ＲＣＩＣ１１：
１８０Ｔ／Ｈｒ（１系統）、ＬＰＦＬ１２：約２３０Ｔ
／Ｈｒ（３系統）のＥＣＣＳ系統で十分炉心１は冷却さ
れる。なお、２３０Ｔ／Ｈｒの根拠は、ＬＯＣＡ後、約
３分後の崩壊熱（トータル出力の２％以下）による冷却
材喪失相当分の量にいくらかの余裕を含んだ値である。
本発明によれば、ＬＯＣＡが発生しても炉心は露出せ
ず、冠水維持されるためプラント固有の安全性を得るこ
とができ、しかも同時にＥＣＣＳ系統を簡略化できると
共にその容量も従来のものに対し１／５以下とすること
ができる。このように本発明によれば、信頼性が高く、
しかも製品価格を大幅に低減することのできる軽水型原
子炉を得ることができる。
ず、冠水維持されるためプラント固有の安全性を得るこ
とができ、しかも同時にＥＣＣＳ系統を簡略化できると
共にその容量も従来のものに対し１／５以下とすること
ができる。このように本発明によれば、信頼性が高く、
しかも製品価格を大幅に低減することのできる軽水型原
子炉を得ることができる。
第１図は、本発明の軽水型原子炉の一実施例を示す概略
縦断面図、第２図は従来のＢＷＲの構造とその事故解析
結果を示す線図、第３図は従来のＡＢＷＲ構造とその事
故解析結果を示す線図、第４図は減圧沸騰割合を示す線
図、第５図は、原子炉水位に対するベツセル内体積の関
係を示す図、第６図は従来の各原子炉固有の安全性及び
本発明の一実施例としてのＡＢＷＲにおける固有の安全
性を比較して示す図、第７図は、従来のABWRのECCS系統
を説明する図、第８図は、本発明の一実施例におけるＥ
ＣＣＳ系統を説明する図である。 １…炉心、２…冷却系循環ポンプ、３…冷却系中間熱交
換器、４…ガードベツセル、５…原子炉圧力容器、６…
給水系、７…高圧炉心スプレイ系（ＨＰＣＳ）、９…低
圧注水系（ＬＰＣＩ）、１０…インターナルポンプ、１
１…原子炉隔離時冷却設備（ＲＣＩＣ）、１２低圧注入
系（LPFL）、１３…再循環ポンプ、１４…ダウンカマ、
１５…再循環系吸込み配管、１６…ジエツトポンプ、１
７…再循環系吐出配管、１８…高圧炉心スプレイスパー
ジヤ、１９…非常用デイーゼル発電機、２０…主蒸気
系、２１…上部プレナム。
縦断面図、第２図は従来のＢＷＲの構造とその事故解析
結果を示す線図、第３図は従来のＡＢＷＲ構造とその事
故解析結果を示す線図、第４図は減圧沸騰割合を示す線
図、第５図は、原子炉水位に対するベツセル内体積の関
係を示す図、第６図は従来の各原子炉固有の安全性及び
本発明の一実施例としてのＡＢＷＲにおける固有の安全
性を比較して示す図、第７図は、従来のABWRのECCS系統
を説明する図、第８図は、本発明の一実施例におけるＥ
ＣＣＳ系統を説明する図である。 １…炉心、２…冷却系循環ポンプ、３…冷却系中間熱交
換器、４…ガードベツセル、５…原子炉圧力容器、６…
給水系、７…高圧炉心スプレイ系（ＨＰＣＳ）、９…低
圧注水系（ＬＰＣＩ）、１０…インターナルポンプ、１
１…原子炉隔離時冷却設備（ＲＣＩＣ）、１２低圧注入
系（LPFL）、１３…再循環ポンプ、１４…ダウンカマ、
１５…再循環系吸込み配管、１６…ジエツトポンプ、１
７…再循環系吐出配管、１８…高圧炉心スプレイスパー
ジヤ、１９…非常用デイーゼル発電機、２０…主蒸気
系、２１…上部プレナム。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 上妻 宣昭 茨城県日立市幸町３丁目２番１号 日立エ ンジニアリング株式会社内 (72)発明者 杉崎 利彦 茨城県日立市幸町３丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (56)参考文献 特開 昭59−231484（ＪＰ，Ａ) 特開 昭60−202390（ＪＰ，Ａ)
Claims (4)
- 【請求項１】原子炉の炉心と前記炉心上方に装備された
上部プレナムとを格納する原子炉圧力容器、及び前記原
子炉圧力容器に注水系として接続される注水配管及び同
じく前記原子炉圧力容器に接続される主蒸気配管を有す
る軽水型原子炉において、原子炉圧力容器内の圧力が通
常運転時の圧力から大気圧まで急減圧した場合に減圧沸
騰により冷却材が原子炉圧力容器外に放出された場合に
おいても冷却材を炉心の燃料発熱部上端より上方に確保
できる高さに、前記各配管の前記原子炉圧力容器内にお
ける開口の位置を前記燃料発熱部上端よりも上方に設定
したことを特徴とする軽水型原子炉。 - 【請求項２】特許請求の範囲第１項において、原子炉圧
力容器に接続されている配管の開口位置と燃料発熱部上
端の間に確保できる冷却材量を、前記配管の開口位置よ
り下方の原子炉圧力容器内に確保できる冷却材の全量に
対し３８％以上とすることを特徴とする軽水型原子炉。 - 【請求項３】特許請求の範囲第２項において、上部プレ
ナムを高くし原子炉圧力容器に接続される注水配管の原
子炉圧力容器内での開口の位置を燃料発熱部上端から前
記開口の位置との間に約１１．５m3以上の冷却材が確保
できる高さにしたことを特徴とする軽水型原子炉。 - 【請求項４】特許請求の範囲第２項において、注水配管
による注水系は、原子炉隔離時冷却設備系と低圧注水系
とを含んで構成され、前記低圧注水系の容量は約２３０
Ｔ／Ｈｒ以下であることを特徴とする軽水型原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60247089A JPH0631782B2 (ja) | 1985-11-06 | 1985-11-06 | 軽水型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60247089A JPH0631782B2 (ja) | 1985-11-06 | 1985-11-06 | 軽水型原子炉 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62228197A JPS62228197A (ja) | 1987-10-07 |
| JPH0631782B2 true JPH0631782B2 (ja) | 1994-04-27 |
Family
ID=17158261
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60247089A Expired - Lifetime JPH0631782B2 (ja) | 1985-11-06 | 1985-11-06 | 軽水型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0631782B2 (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH01214796A (ja) * | 1988-02-24 | 1989-08-29 | Hitachi Ltd | 原子炉の非常用炉心冷却系 |
| JP2537538B2 (ja) * | 1988-06-16 | 1996-09-25 | 株式会社日立製作所 | 自然循還型原子炉 |
-
1985
- 1985-11-06 JP JP60247089A patent/JPH0631782B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS62228197A (ja) | 1987-10-07 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP2839480B1 (en) | Defense in depth safety paradigm for nuclear reactor | |
| US8817941B2 (en) | Pressurized water reactor plant | |
| US6795518B1 (en) | Integral PWR with diverse emergency cooling and method of operating same | |
| KR20140037825A (ko) | 가압 경수로를 위한 비상노심 냉각시스템 | |
| US12531165B2 (en) | Passive techniques for long-term reactor cooling | |
| GB2519920A (en) | Combined active and passive emergency shutdown system and method | |
| JPH0631782B2 (ja) | 軽水型原子炉 | |
| JPS6375691A (ja) | 自然循環型原子炉 | |
| JPH04109197A (ja) | 加圧水型原子炉の炉心崩壊熱除去装置 | |
| EP2973595B1 (en) | Passive techniques for long-term reactor cooling | |
| Lekakh et al. | ACR-1000 passive features | |
| JPH04223296A (ja) | 受動安全注入装置及び予備凝縮多孔分散装置 | |
| Park et al. | State-of-the-art report on the safety injection system for the system design of SMART-P | |
| Ragheb | Three Mile Island Accident | |
| JPS61105496A (ja) | 原子炉自動減圧装置 | |
| JPS61243397A (ja) | 原子炉非常用炉心冷却装置 | |
| JPS6184595A (ja) | 原子炉非常用炉心冷却装置 | |
| Spinks | A passive emergency heat sink for water-cooled reactors with particular application to CANDU reactors | |
| Bonechi | ACR Safety Systems-Safety Support Systems-Safety Assessment | |
| Spinks | A Passive Emergency Heat Sink for Water-Cooled Reactors with Particular Application to CANDU | |
| JPH0232294A (ja) | 原子炉非常用炉心冷却装置 | |
| PWR | G.-M. GAUTIER, C. DE MASI | |
| Birts et al. | Improvements in nuclear reactors | |
| JPS60165585A (ja) | 原子炉自動減圧装置 | |
| JPS60247196A (ja) | 沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却装置 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| EXPY | Cancellation because of completion of term |