JPH06118192A - 沸騰水型原子炉用低圧冷却材注入修正の装置および方法 - Google Patents
沸騰水型原子炉用低圧冷却材注入修正の装置および方法Info
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- JPH06118192A JPH06118192A JP4267870A JP26787092A JPH06118192A JP H06118192 A JPH06118192 A JP H06118192A JP 4267870 A JP4267870 A JP 4267870A JP 26787092 A JP26787092 A JP 26787092A JP H06118192 A JPH06118192 A JP H06118192A
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/32—Control of nuclear reaction by varying flow of coolant through the core by adjusting the coolant or moderator temperature
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- 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
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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Abstract
(57)【要約】
【目的】 炉心冷却に関し、再循環ループ内の一方のパ
イプ破損時に対応できるように再循環冷却材流を修正す
る。 【構成】 ２つのＬＰＣＩ領域の間で、クロスタイ弁が
開になっていて、ＬＯＣＡのときに、ＬＰＣＩポンプが
作動し、両ＬＰＣＩ領域の注入弁が開いて、同時に両循
環ループ内に冷却材を注入する。この冷却材は、圧力抵
抗手段で流量が制御され、一方の注入経路からだけで、
必要な時間及び必要な量を満たすようになっている。
イプ破損時に対応できるように再循環冷却材流を修正す
る。 【構成】 ２つのＬＰＣＩ領域の間で、クロスタイ弁が
開になっていて、ＬＯＣＡのときに、ＬＰＣＩポンプが
作動し、両ＬＰＣＩ領域の注入弁が開いて、同時に両循
環ループ内に冷却材を注入する。この冷却材は、圧力抵
抗手段で流量が制御され、一方の注入経路からだけで、
必要な時間及び必要な量を満たすようになっている。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、原子炉の冷却材喪失事
故の処理方法に関する。
故の処理方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】原子力発電プラントは伝統的に長期間
の、安全、および信頼し得る性能を達成するために設計
されている。安全性を確実にするために、プラントは緊
急状態の研究された予測を示す装置および方法を組み込
んでいる。
の、安全、および信頼し得る性能を達成するために設計
されている。安全性を確実にするために、プラントは緊
急状態の研究された予測を示す装置および方法を組み込
んでいる。
【０００３】設計のアプローチは、例えば、原子力によ
る運転経験が進歩するに従い、更新された性能の規則に
より挑戦される設計冗長性を含むかも知れない理論また
は前提を検討した。かくして、この電力分野における研
究者は、改良された運転要因の制限を示す運転に対する
改善された分析モデルを開発し、かつ安全に関連する性
能の規則の変化に鑑みてより高い安全性のレベルを達成
することを要求される。
る運転経験が進歩するに従い、更新された性能の規則に
より挑戦される設計冗長性を含むかも知れない理論また
は前提を検討した。かくして、この電力分野における研
究者は、改良された運転要因の制限を示す運転に対する
改善された分析モデルを開発し、かつ安全に関連する性
能の規則の変化に鑑みてより高い安全性のレベルを達成
することを要求される。
【０００４】新規な原子力施設を開発または建設するの
に伴われる必然的に長い時間間隔のため、例えばかかる
努力は１０年またはそれ以上を含むかも知れず、そして
さらに現在運転中の多数の原子力施設に鑑みて、これら
の研究者は一般的には長期間存在する施設の変更による
新たな規則の基準に合うことが要求される。改装処置
は、改訂された電力源、多数のバルブ交換等を要求する
のでかなり高価となるかも知れない。
に伴われる必然的に長い時間間隔のため、例えばかかる
努力は１０年またはそれ以上を含むかも知れず、そして
さらに現在運転中の多数の原子力施設に鑑みて、これら
の研究者は一般的には長期間存在する施設の変更による
新たな規則の基準に合うことが要求される。改装処置
は、改訂された電力源、多数のバルブ交換等を要求する
のでかなり高価となるかも知れない。
【０００５】原子力産業は多数の原子炉型式を開発し
た。実質的な分野の使用を見い出している１つの型式
は、炉心自体内にタービン駆動用の蒸気を発生するよう
にし、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）と呼ばれる。ＢＷＲの
原子炉加熱水は作動流体としてだけでなく、反応減速材
として役立ち、そして他のパラメータとともに、装置内
のその適切な供給および適用は、必然的に原子力規則委
員会（Nuclear RegulatoryCommission ＮＲＣ）のごと
き政府の規則機関による安全条件または規則発生の主題
であつた。
た。実質的な分野の使用を見い出している１つの型式
は、炉心自体内にタービン駆動用の蒸気を発生するよう
にし、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）と呼ばれる。ＢＷＲの
原子炉加熱水は作動流体としてだけでなく、反応減速材
として役立ち、そして他のパラメータとともに、装置内
のその適切な供給および適用は、必然的に原子力規則委
員会（Nuclear RegulatoryCommission ＮＲＣ）のごと
き政府の規則機関による安全条件または規則発生の主題
であつた。
【０００６】代表的には、ＢＷＲ原子力装置の一般的な
構造は、その下に制御棒駆動がある下部炉心構造を組み
込んでいる直立原子炉容器を含んでいる。炉心の上方に
は、順序良く、蒸気分離器構体、および蒸気出口に通じ
ている蒸気乾燥機構体がある。炉心のまわりには遮蔽壁
およびその外方にドライウエルがある。トロイダル形状
である圧力抑制室（ウエツトウエル）がドライウエルの
下に配置されかつそれを取り囲んでいる。
構造は、その下に制御棒駆動がある下部炉心構造を組み
込んでいる直立原子炉容器を含んでいる。炉心の上方に
は、順序良く、蒸気分離器構体、および蒸気出口に通じ
ている蒸気乾燥機構体がある。炉心のまわりには遮蔽壁
およびその外方にドライウエルがある。トロイダル形状
である圧力抑制室（ウエツトウエル）がドライウエルの
下に配置されかつそれを取り囲んでいる。
【０００７】より代表的なＢＷＲ設備において、水冷却
材は、水および蒸気の２相混合物として原子炉容器内で
上昇するように、炉心において加熱される。次に、この
２相混合物は、タービンに通じている蒸気ラインに入る
ために、蒸気分離器構体および蒸気乾燥機構体を通って
上方に通過する。
材は、水および蒸気の２相混合物として原子炉容器内で
上昇するように、炉心において加熱される。次に、この
２相混合物は、タービンに通じている蒸気ラインに入る
ために、蒸気分離器構体および蒸気乾燥機構体を通って
上方に通過する。
【０００８】タービン駆動に続いて、蒸気は水に凝縮さ
れ、かつ給水装置の比較的大きな凝縮および給水ポンプ
により原子炉に戻される。給水は、蒸気分離器および乾
燥機能から戻る水と混合される原子炉の降水管（down c
omer）領域に入る。
れ、かつ給水装置の比較的大きな凝縮および給水ポンプ
により原子炉に戻される。給水は、蒸気分離器および乾
燥機能から戻る水と混合される原子炉の降水管（down c
omer）領域に入る。
【０００９】降水管領域の水は、炉心囲い板（shroud）
と容器壁（降水管環状体）との間に配置される垂直噴射
ポンプに直接流れる垂直方向の再循環ポンプを介して、
炉心を通って循環される。代表的な様式において、対応
する再循環ポンプを備えた２つの別個の再循環ループが
この再循環機能のために使用される。
と容器壁（降水管環状体）との間に配置される垂直噴射
ポンプに直接流れる垂直方向の再循環ポンプを介して、
炉心を通って循環される。代表的な様式において、対応
する再循環ポンプを備えた２つの別個の再循環ループが
この再循環機能のために使用される。
【００１０】「冷却材喪失事故（loss-of-coolant acci
dent ＬＯＣＡ）」として言及される異常を発生する或
る形状の破壊またはエクスカーシヨン（excursion ）の
場合において、設計者は原子炉内の比較的高温−高圧水
が喪失され始めることを予測する。種々の安全装置およ
び方法が、その場合にこのＬＯＣＡの封じ込めおよび熱
制御の両方のために望まれる。
dent ＬＯＣＡ）」として言及される異常を発生する或
る形状の破壊またはエクスカーシヨン（excursion ）の
場合において、設計者は原子炉内の比較的高温−高圧水
が喪失され始めることを予測する。種々の安全装置およ
び方法が、その場合にこのＬＯＣＡの封じ込めおよび熱
制御の両方のために望まれる。
【００１１】後者の熱制御のために、安全設計は、原子
力事故の可能性を除去するために水減速材の損失のとき
炉心反応を終了する一方、原子炉内の発生された熱また
は残留エネルギの運動量が、例えば炉心溶解を回避する
ために冷却制御を要求するような大きさのままであるこ
とを認める。
力事故の可能性を除去するために水減速材の損失のとき
炉心反応を終了する一方、原子炉内の発生された熱また
は残留エネルギの運動量が、例えば炉心溶解を回避する
ために冷却制御を要求するような大きさのままであるこ
とを認める。
【００１２】一般に、格納容器内の水の量はこのために
適正量以上に、例えば、サプレツシヨンプール、または
追加的に、凝縮貯蔵タンク内に収容される。安全のため
にこの水冷却材を適用するために、種々の安全に関連す
る技術または「非常用炉心冷却装置（emergency core c
ooling systems ＥＣＣＳ）」がＬＯＣＡに適合させる
ために開発された。例えば、炉心スプレー（core spray
ＣＳ）装置および低圧冷却材注入（low pressure coo
lant injection ＬＰＣＩ）設備が種々の形状において
開発された。
適正量以上に、例えば、サプレツシヨンプール、または
追加的に、凝縮貯蔵タンク内に収容される。安全のため
にこの水冷却材を適用するために、種々の安全に関連す
る技術または「非常用炉心冷却装置（emergency core c
ooling systems ＥＣＣＳ）」がＬＯＣＡに適合させる
ために開発された。例えば、炉心スプレー（core spray
ＣＳ）装置および低圧冷却材注入（low pressure coo
lant injection ＬＰＣＩ）設備が種々の形状において
開発された。
【００１３】ＬＰＣＩ装置は、例えば、冷却材損失の場
合に安全装置により活動される４つのポンプを組み込ん
でいる。冷却材の損失が十分な範囲からなり、かつ容器
圧力が、例えば小さなパイプ破壊の場合に高いままであ
るならば、自動安全装置が原子炉容器を減圧するように
作動して、原子炉に水を導入すべく比較的低圧の水供給
ポンプを作動させる。前述されたような再循環装置がこ
のために理想的に構成されるため、一般にはそれが、Ｅ
ＣＣＳの条件により、水導入のためにＬＰＣＩ装置によ
り使用される。
合に安全装置により活動される４つのポンプを組み込ん
でいる。冷却材の損失が十分な範囲からなり、かつ容器
圧力が、例えば小さなパイプ破壊の場合に高いままであ
るならば、自動安全装置が原子炉容器を減圧するように
作動して、原子炉に水を導入すべく比較的低圧の水供給
ポンプを作動させる。前述されたような再循環装置がこ
のために理想的に構成されるため、一般にはそれが、Ｅ
ＣＣＳの条件により、水導入のためにＬＰＣＩ装置によ
り使用される。
【００１４】
【発明が解決すべき技術的課題】しかしながら、これま
で安全設計は、再循環ループがＬＯＣＡ状態により破壊
されるかも知れないことを認めた。したがつて、かかる
ＬＯＣＡ状態下でのそのループ内への水の汲み上げは効
果がないかも知れない。
で安全設計は、再循環ループがＬＯＣＡ状態により破壊
されるかも知れないことを認めた。したがつて、かかる
ＬＯＣＡ状態下でのそのループ内への水の汲み上げは効
果がないかも知れない。
【００１５】したがつて、ＬＰＣＩ装置は、かかる状態
を回避するために「ループ選択論理」と呼ばれる再循環
ループ選択の特徴を備えた。この安全制御は、破壊され
た再循環ループを検出し、かつ適切なＬＰＣＩ注入弁を
作動することにより冗長な、完全な再循環ループへ水を
注入する処置を開始する。
を回避するために「ループ選択論理」と呼ばれる再循環
ループ選択の特徴を備えた。この安全制御は、破壊され
た再循環ループを検出し、かつ適切なＬＰＣＩ注入弁を
作動することにより冗長な、完全な再循環ループへ水を
注入する処置を開始する。
【００１６】かかるＬＰＣＩループ選択特徴の経験で、
それらが試験および保守するのが複雑でかつ困難である
ことがわかった。より最新の規則に基づく条件により、
設計は弁の失敗等のごときかかる発生に適合しなければ
ならない。
それらが試験および保守するのが複雑でかつ困難である
ことがわかった。より最新の規則に基づく条件により、
設計は弁の失敗等のごときかかる発生に適合しなければ
ならない。
【００１７】しかしながら、現在の規則下でより有効に
作動するために、それらを更新するために現存する設備
を改装するための処置は入念でかつかなり高価であり、
その実行には再配線、ポンプ接続作業等のごとき作業を
伴う。かくして、ＬＰＣＩ装置の信頼性をさらに改善し
ながら、ループ選択論理管理およびそれに関連するコス
トのための条件を除去する機会をオペレータに付与する
アプローチが研究者により求められている。
作動するために、それらを更新するために現存する設備
を改装するための処置は入念でかつかなり高価であり、
その実行には再配線、ポンプ接続作業等のごとき作業を
伴う。かくして、ＬＰＣＩ装置の信頼性をさらに改善し
ながら、ループ選択論理管理およびそれに関連するコス
トのための条件を除去する機会をオペレータに付与する
アプローチが研究者により求められている。
【００１８】
【課題を解決する手段】本発明は、複雑なループ選択論
理に頼ることなしに、従来の沸騰水型原子炉の再循環ル
ープ内の水冷却材の有効な挿入を達成する注入ループ修
正を提供するＬＰＣＩ装置および方法に関する。
理に頼ることなしに、従来の沸騰水型原子炉の再循環ル
ープ内の水冷却材の有効な挿入を達成する注入ループ修
正を提供するＬＰＣＩ装置および方法に関する。
【００１９】本プロセスは、破壊または破裂が再循環ル
ープの１つ内で発生したかも知れないことを認め、かつ
各再循環ループへの同時の冷却材注入の割合および量を
制御する。
ープの１つ内で発生したかも知れないことを認め、かつ
各再循環ループへの同時の冷却材注入の割合および量を
制御する。
【００２０】完全な冷却材注入のための時間に関して、
かつ注入された流体の所定の量に関して、ＬＰＣＩの条
件のモデリング等による分析により、注入の流量が引き
出され、かつＬＰＣＩ方法が冷却材注入導管内の液圧抵
抗を制御する流量を利用する簡単なアプローチによつて
制御されるように、必要な冷却材の量が決定および同定
される。それらの液圧抵抗は、その大きさおよび形状が
所望の流量を決定する通常のオリフイスにより、または
同等の結果を達成する注入導管内の弁の絞りにより実行
され得る。その方法により、冷却材注入のための再循環
ループ選択に他の場合には使用されるクロスタイ導管お
よび関連のクロスタイ弁は作動されず、しかも単に開放
状態のままである。
かつ注入された流体の所定の量に関して、ＬＰＣＩの条
件のモデリング等による分析により、注入の流量が引き
出され、かつＬＰＣＩ方法が冷却材注入導管内の液圧抵
抗を制御する流量を利用する簡単なアプローチによつて
制御されるように、必要な冷却材の量が決定および同定
される。それらの液圧抵抗は、その大きさおよび形状が
所望の流量を決定する通常のオリフイスにより、または
同等の結果を達成する注入導管内の弁の絞りにより実行
され得る。その方法により、冷却材注入のための再循環
ループ選択に他の場合には使用されるクロスタイ導管お
よび関連のクロスタイ弁は作動されず、しかも単に開放
状態のままである。
【００２１】この新規な方法および装置においては、必
要なＬＰＣＩ修正が、最小のハードウエア不安、再配線
または再配管により達成され、ループ選択に他の場合に
は要求される複雑な装置および器具に頼ることはない。
要なＬＰＣＩ修正が、最小のハードウエア不安、再配線
または再配管により達成され、ループ選択に他の場合に
は要求される複雑な装置および器具に頼ることはない。
【００２２】他の特徴として本発明は、炉心および通常
の運転圧力、それぞれ第１および第２循環ポンプおよび
作動可能な放出弁を含んでいる第１および第２再循環ル
ープ、サプレツシヨンプール水源、凝縮貯蔵タンク、お
よび安全出力を発生するために冷却材喪失事故に応答す
る安全装置を有する沸騰水型原子炉がある型の原子炉施
設用の低圧冷却材注入装置を提供する。
の運転圧力、それぞれ第１および第２循環ポンプおよび
作動可能な放出弁を含んでいる第１および第２再循環ル
ープ、サプレツシヨンプール水源、凝縮貯蔵タンク、お
よび安全出力を発生するために冷却材喪失事故に応答す
る安全装置を有する沸騰水型原子炉がある型の原子炉施
設用の低圧冷却材注入装置を提供する。
【００２３】この装置は、吸い込み入力および放出出力
を有し、かつ水を汲み上げるように作動し得る第１およ
び第２低圧冷却材注入ポンプを含んでいる。供給導管装
置は、サプレツシヨンプールとの流体流れ連通で第１お
よび第２低圧冷却材注入ポンプの吸い込み入力を連結す
るために設けられる。第１および第２冷却材注入導管が
設けられ、それらは第１および第２低圧冷却材注入ポン
プのそれぞれの放出出力と、かつそれぞれの第１および
第２再循環ループとに連結される。それぞれ第１および
第２冷却材注入導管内の第１および第２液圧抵抗要素
が、第１および第２再循環ループの各々に予め定めた量
の水冷却材を供給するために選択された予め定めた流量
水冷却材の流れを制限するために設けられ、流量は１本
の冷却材注入導管から炉心の緊急冷却を実施するのに有
効なように選択される。第１および第２低圧冷却材注入
ポンプを作動するために安全出力に応答する制御装置が
設けられる。
を有し、かつ水を汲み上げるように作動し得る第１およ
び第２低圧冷却材注入ポンプを含んでいる。供給導管装
置は、サプレツシヨンプールとの流体流れ連通で第１お
よび第２低圧冷却材注入ポンプの吸い込み入力を連結す
るために設けられる。第１および第２冷却材注入導管が
設けられ、それらは第１および第２低圧冷却材注入ポン
プのそれぞれの放出出力と、かつそれぞれの第１および
第２再循環ループとに連結される。それぞれ第１および
第２冷却材注入導管内の第１および第２液圧抵抗要素
が、第１および第２再循環ループの各々に予め定めた量
の水冷却材を供給するために選択された予め定めた流量
水冷却材の流れを制限するために設けられ、流量は１本
の冷却材注入導管から炉心の緊急冷却を実施するのに有
効なように選択される。第１および第２低圧冷却材注入
ポンプを作動するために安全出力に応答する制御装置が
設けられる。
【００２４】他の特徴として、本発明は、緊急炉心冷却
水源、蒸気発生のために炉心を通して水を通常循環させ
る第１および第２独立再循環ループ、および少なくとも
予め定めた量の水冷却材の原子炉への供給を行うために
安全出力を発生するために冷却材喪失事故に応答する安
全装置を有する原子力施設の沸騰水型原子炉へ低圧冷却
水を注入するための方法を提供する。
水源、蒸気発生のために炉心を通して水を通常循環させ
る第１および第２独立再循環ループ、および少なくとも
予め定めた量の水冷却材の原子炉への供給を行うために
安全出力を発生するために冷却材喪失事故に応答する安
全装置を有する原子力施設の沸騰水型原子炉へ低圧冷却
水を注入するための方法を提供する。
【００２５】該方法は、次の工程からなる。
【００２６】水冷却材源からそれぞれ第１および第２再
循環ループへの第１および第２水流路を設け；
循環ループへの第１および第２水流路を設け；
【００２７】水冷却材源からの水を第１および第２水流
路を通って汲み上げるのに作動し得る低圧冷却材注入ポ
ンプを設け；
路を通って汲み上げるのに作動し得る低圧冷却材注入ポ
ンプを設け；
【００２８】第１および第２水流路内に流れを作るため
に閉止状態から開放状態へ作動し得る弁装置を設け；
に閉止状態から開放状態へ作動し得る弁装置を設け；
【００２９】第１および第２水流路内に同時に水冷却材
の流れを許容するために安全出力に応答して弁装置を作
動し；
の流れを許容するために安全出力に応答して弁装置を作
動し；
【００３０】低圧冷却材注入ポンプを安全出力に応答し
て作動し；
て作動し；
【００３１】第１および第２水流路内の水冷却材の流れ
を、それぞれ第１および第２独立再循環ループへ予め定
めた量の水冷却材を供給するために選択された予め定め
た流体流量に制限し、前記流量が一方の水流路から炉心
の緊急冷却を実施するのに有効なように選択される工程
からなる。
を、それぞれ第１および第２独立再循環ループへ予め定
めた量の水冷却材を供給するために選択された予め定め
た流体流量に制限し、前記流量が一方の水流路から炉心
の緊急冷却を実施するのに有効なように選択される工程
からなる。
【００３２】他の特徴として、本発明は、炉心および通
常の運転圧力を備えた沸騰水型原子炉、それぞれ第１お
よび第２再循環ポンプおよび作動可能な放出弁を含んで
いる第１および第２再循環ループ、サプレツシヨンプー
ル水源、凝縮貯蔵タンク、および安全出力を発生するた
めに冷却材喪失事故に応答する安全装置を有する型の原
子力発電設備用低圧冷却材注入装置を提供する。
常の運転圧力を備えた沸騰水型原子炉、それぞれ第１お
よび第２再循環ポンプおよび作動可能な放出弁を含んで
いる第１および第２再循環ループ、サプレツシヨンプー
ル水源、凝縮貯蔵タンク、および安全出力を発生するた
めに冷却材喪失事故に応答する安全装置を有する型の原
子力発電設備用低圧冷却材注入装置を提供する。
【００３３】本装置は、吸引出力と放出出力とを有する
第１及び第２低圧冷却材注入ポンプを有している。供給
導管装置が、サプレツシヨンプールと流体流れ連通で第
１および第２低圧冷却材注入ポンプの吸い込み入力を連
結するために設けられ、そしてさらに第１および第２低
圧冷却材注入ポンプの放出出力を選択的に相互に接続す
るクロスタイ導管装置を含んでいる。
第１及び第２低圧冷却材注入ポンプを有している。供給
導管装置が、サプレツシヨンプールと流体流れ連通で第
１および第２低圧冷却材注入ポンプの吸い込み入力を連
結するために設けられ、そしてさらに第１および第２低
圧冷却材注入ポンプの放出出力を選択的に相互に接続す
るクロスタイ導管装置を含んでいる。
【００３４】第１および第２冷却材注入導管が設けら
れ、これらは第１および第２低圧冷却材注入ポンプのそ
れぞれの放出出力とかつそれぞれ第１および第２再循環
ループに連結される。
れ、これらは第１および第２低圧冷却材注入ポンプのそ
れぞれの放出出力とかつそれぞれ第１および第２再循環
ループに連結される。
【００３５】第１および第２低圧冷却材注入弁がそれぞ
れ第１および第２冷却材注入導管内に設けられかつ閉止
および開放方向間で作動可能である。
れ第１および第２冷却材注入導管内に設けられかつ閉止
および開放方向間で作動可能である。
【００３６】さらに、第１および第２再循環ループへ予
め定めた量の水冷却材を供給するために選択された所定
の流体の割合に水冷却材の流れを制限するためのそれぞ
れ第１および第２冷却材注入導管内に第１および第２液
圧抵抗装置が設けられ、前記流量は一方の冷却材注入導
管から炉心の緊急冷却を実施するのに有効なように選択
される。
め定めた量の水冷却材を供給するために選択された所定
の流体の割合に水冷却材の流れを制限するためのそれぞ
れ第１および第２冷却材注入導管内に第１および第２液
圧抵抗装置が設けられ、前記流量は一方の冷却材注入導
管から炉心の緊急冷却を実施するのに有効なように選択
される。
【００３７】クロスタイ弁装置がクロスタイ導管内に設
けられ、弁装置は選択第１および第２冷却材注入導管を
通って第１および第２再循環ループの一方へ第１および
第低圧冷却材注入ポンプの出力を選択的に向けるため
に、開閉状態間で作動し得る。
けられ、弁装置は選択第１および第２冷却材注入導管を
通って第１および第２再循環ループの一方へ第１および
第低圧冷却材注入ポンプの出力を選択的に向けるため
に、開閉状態間で作動し得る。
【００３８】制御装置が設けられ、該制御装置が、安全
出力に応答して第１および第２低圧冷却材注入ポンプ、
第１および第２低圧冷却材注入弁を作動し、かつ安全出
力の存在において開放位置にクロスタイ弁装置を維持す
る。
出力に応答して第１および第２低圧冷却材注入ポンプ、
第１および第２低圧冷却材注入弁を作動し、かつ安全出
力の存在において開放位置にクロスタイ弁装置を維持す
る。
【００３９】本発明の他の目的は、部分的に、明らかで
ありかつ部分的には、後で明らかとなる。
ありかつ部分的には、後で明らかとなる。
【００４０】したがつて、本発明は以下の説明において
例示される構造、要素の組み合わせ、部品の配置および
工程を有する装置および方法からなる。
例示される構造、要素の組み合わせ、部品の配置および
工程を有する装置および方法からなる。
【００４１】本発明の性質および目的をより十分に理解
するために、添付図面に関連して行われる以下の詳細な
説明を参照されたい。
するために、添付図面に関連して行われる以下の詳細な
説明を参照されたい。
【００４２】
【実施例】低圧冷却材注入装置（ＬＰＣＩ）は必然的に
原子力発電施設の格納設備を基礎にした幾つかの水保持
要素とともに実施する。
原子力発電施設の格納設備を基礎にした幾つかの水保持
要素とともに実施する。
【００４３】図１を参照して、格納設備または原子炉建
物は符号１０で総括的に示される。図に略示されるのは
床１４を有する外壁１２である。
物は符号１０で総括的に示される。図に略示されるのは
床１４を有する外壁１２である。
【００４４】構造体１０内には、沸騰水型原子炉（ＢＷ
Ｒ）圧力容器または原子炉２０を取り囲む生体遮蔽壁１
８の構成要素である原子炉基台（pedestal）１６があ
る。ドライウエル２２が、鋼構造または壁２３により画
成される。トロイダル形状である圧力抑制室またはウエ
ツトウエル２４がドライウエル２２を取り囲んでいる。
この抑制室２４は圧力サプレツシヨンプール２６を画成
するためにほぼ半分水で充填され、そして通気装置がド
ライウエル２２をウエツトウエル２４のサプレツシヨン
プール２６に接続する。
Ｒ）圧力容器または原子炉２０を取り囲む生体遮蔽壁１
８の構成要素である原子炉基台（pedestal）１６があ
る。ドライウエル２２が、鋼構造または壁２３により画
成される。トロイダル形状である圧力抑制室またはウエ
ツトウエル２４がドライウエル２２を取り囲んでいる。
この抑制室２４は圧力サプレツシヨンプール２６を画成
するためにほぼ半分水で充填され、そして通気装置がド
ライウエル２２をウエツトウエル２４のサプレツシヨン
プール２６に接続する。
【００４５】主通気孔２８および２９により示されるよ
うなドライウエル／ウエツトウエル通気はドライウエル
２２から抑制室２４に延在し、抑制室２４の空気空間内
に収容されるそれぞれの通気ヘツダ３０および３１に接
続されて示される。降水管パイプ３２および３３は、サ
プレツシヨンプール２６の水面の下で終端するようにそ
れぞれのヘツダ３０および３１から延在する。
うなドライウエル／ウエツトウエル通気はドライウエル
２２から抑制室２４に延在し、抑制室２４の空気空間内
に収容されるそれぞれの通気ヘツダ３０および３１に接
続されて示される。降水管パイプ３２および３３は、サ
プレツシヨンプール２６の水面の下で終端するようにそ
れぞれのヘツダ３０および３１から延在する。
【００４６】極めて可能性の低いドライウエル２２内の
高エネルギ原子力蒸気発生設備（Nu-clear steam Suppl
y System ＮＳＳＳ）配管破損の場合、原子炉水および
／または蒸気はドライウエル２２雰囲気に解放され、冷
却材喪失事故（ＬＯＣＡ）を示す。ドライウエル圧力が
増加する結果として、ドライウエル雰囲気、蒸気および
水の混合物が主通気孔２８および２９を含む通気装置を
介して、抑制室２４内の水プール２６内に強制される。
蒸気はサプレツシヨンプール２６内で凝縮し、それによ
り内部格納容器圧力を制限する。凝縮不能なドライウエ
ル雰囲気は抑制室に転送されかつその中に収容される。
高エネルギ原子力蒸気発生設備（Nu-clear steam Suppl
y System ＮＳＳＳ）配管破損の場合、原子炉水および
／または蒸気はドライウエル２２雰囲気に解放され、冷
却材喪失事故（ＬＯＣＡ）を示す。ドライウエル圧力が
増加する結果として、ドライウエル雰囲気、蒸気および
水の混合物が主通気孔２８および２９を含む通気装置を
介して、抑制室２４内の水プール２６内に強制される。
蒸気はサプレツシヨンプール２６内で凝縮し、それによ
り内部格納容器圧力を制限する。凝縮不能なドライウエ
ル雰囲気は抑制室に転送されかつその中に収容される。
【００４７】２次格納設備または原子炉建物１０はさら
に原子炉３４および３５建物室ならびに再燃料充填床３
６のごとき特徴を含むことができる。室３４および３５
の中間には使用済燃料貯蔵プール３７および３８のごと
き構成要素がある。図示してないが、離れて配置される
のは凝縮貯蔵タンク（condensate storage tanic ＣＳ
Ｔ）である。
に原子炉３４および３５建物室ならびに再燃料充填床３
６のごとき特徴を含むことができる。室３４および３５
の中間には使用済燃料貯蔵プール３７および３８のごと
き構成要素がある。図示してないが、離れて配置される
のは凝縮貯蔵タンク（condensate storage tanic ＣＳ
Ｔ）である。
【００４８】サプレツシヨンプール２６は、上記で言及
されたように、仮想ＬＯＣＡの間中ドライウエル区域に
解放される蒸気を凝縮するための手段となり；崩壊熱が
残留熱除去（residual heat removal ＲＨＲ）熱交換器
に直接配管されることができるまで、ホツトスタンバイ
運転の間中、炉心絶縁冷却装置用熱シンクとなり；原子
力装置安全／逃がし弁を通気するための熱シンクとな
り；そして緊急炉心冷却装置（emergency core cooling
systems ＥＣＣＳ）用水源となっている。サプレツシ
ヨンプールは、また通常の運転条件下で熱シンクとして
役立つ。予測される原子炉遷移期の間中、蒸気は主蒸気
安全／逃がし弁を通って下方にサプレツシヨンプールに
逃がされるか、または放出配管の端部で急冷却体を介し
て放出しかつ凝縮される。
されたように、仮想ＬＯＣＡの間中ドライウエル区域に
解放される蒸気を凝縮するための手段となり；崩壊熱が
残留熱除去（residual heat removal ＲＨＲ）熱交換器
に直接配管されることができるまで、ホツトスタンバイ
運転の間中、炉心絶縁冷却装置用熱シンクとなり；原子
力装置安全／逃がし弁を通気するための熱シンクとな
り；そして緊急炉心冷却装置（emergency core cooling
systems ＥＣＣＳ）用水源となっている。サプレツシ
ヨンプールは、また通常の運転条件下で熱シンクとして
役立つ。予測される原子炉遷移期の間中、蒸気は主蒸気
安全／逃がし弁を通って下方にサプレツシヨンプールに
逃がされるか、または放出配管の端部で急冷却体を介し
て放出しかつ凝縮される。
【００４９】図２を参照すると、原子炉容器２０に関連
する再循環要素の非常に概略された図が提供される。容
器２０は、炉心プレート４６と頂部ガイド４８との間に
延在する燃料集合体のマトリクス配列から構成される炉
心４４を含む。
する再循環要素の非常に概略された図が提供される。容
器２０は、炉心プレート４６と頂部ガイド４８との間に
延在する燃料集合体のマトリクス配列から構成される炉
心４４を含む。
【００５０】炉心４４は、制御棒ガイド５０の集合体内
に配置される制御棒により制御される。制御棒駆動油圧
ラインおよびモータは、符号５２で総括的に示されるよ
うな容器２０の底部を通って接近できる。炉心４４およ
び制御棒ガイド集合体５０の１部分の上に載置している
のは、容器２０内に水冷却材の循環を向けるように作動
する筒状囲い板（shroud）５４である。この点におい
て、水は囲い板５４と容器２０との間の環状体（降水管
領域）に沿って下方に流れるように強制され、その結
果、水は幾分連続的に炉心４４を通って上方に向けられ
る。
に配置される制御棒により制御される。制御棒駆動油圧
ラインおよびモータは、符号５２で総括的に示されるよ
うな容器２０の底部を通って接近できる。炉心４４およ
び制御棒ガイド集合体５０の１部分の上に載置している
のは、容器２０内に水冷却材の循環を向けるように作動
する筒状囲い板（shroud）５４である。この点におい
て、水は囲い板５４と容器２０との間の環状体（降水管
領域）に沿って下方に流れるように強制され、その結
果、水は幾分連続的に炉心４４を通って上方に向けられ
る。
【００５１】図２は、追加的に、本発明のＬＰＣＩ修正
を実行する原子炉水再循環装置を略示する。この原子炉
水再循環装置の機能は、炉心に所定の冷却材および減速
材を循環させることである。この装置は、原子炉容器の
外部にある２つのループまたは区分５６および５７から
なるとき、ドライウエル２２の内部に各ループ用のポン
プを５８および６０備えている。各ポンプ５８および６
０は、簡潔のために、ここではそれぞれ再循環放出弁６
２および６４、およびそれぞれの吸い込みまたは遮断弁
６６および６８を示すが、種々の弁とともに直接結合水
冷却モータに関連して構成される。
を実行する原子炉水再循環装置を略示する。この原子炉
水再循環装置の機能は、炉心に所定の冷却材および減速
材を循環させることである。この装置は、原子炉容器の
外部にある２つのループまたは区分５６および５７から
なるとき、ドライウエル２２の内部に各ループ用のポン
プを５８および６０備えている。各ポンプ５８および６
０は、簡潔のために、ここではそれぞれ再循環放出弁６
２および６４、およびそれぞれの吸い込みまたは遮断弁
６６および６８を示すが、種々の弁とともに直接結合水
冷却モータに関連して構成される。
【００５２】一般に、冗長な再循環ループ５６および５
７は、炉心囲い板５４と容器２０の壁との間の環状体ま
たは降水管領域内の下向きの流れから吸込みを行って、
炉心４４を通る循環流を形成する。炉心内の流れは約１
／３は容器２０から再循環ループ５６および５７を通っ
て得られる。
７は、炉心囲い板５４と容器２０の壁との間の環状体ま
たは降水管領域内の下向きの流れから吸込みを行って、
炉心４４を通る循環流を形成する。炉心内の流れは約１
／３は容器２０から再循環ループ５６および５７を通っ
て得られる。
【００５３】これらのループ内で、より高い圧力で圧送
され、多数のパイプ（図示せず）が接続されるマニホー
ルドを通って分配され、容器２０へ戻される。その結
果、一連の噴射ポンプ（そのうちの２つが符号７０およ
び７２で略示される）に向けられる。
され、多数のパイプ（図示せず）が接続されるマニホー
ルドを通って分配され、容器２０へ戻される。その結
果、一連の噴射ポンプ（そのうちの２つが符号７０およ
び７２で略示される）に向けられる。
【００５４】流れが噴射ポンプの最初の段階に向けられ
るとき、運動量交換で２つの流れが混合する噴射ポンプ
喉部に引き込まれるように降水管領域内の周囲水を誘起
し、かつ流れは原子炉容器２０の下方プレナム（ple-na
m ）に向けられる。流れは、次いで熱交換のために、炉
心４４を通って上方に再び向けられる。給水は、降水管
環状体の上方に配置された多孔分散管を通って装置に加
えられ、そして下向きの水の流れに合流する。
るとき、運動量交換で２つの流れが混合する噴射ポンプ
喉部に引き込まれるように降水管領域内の周囲水を誘起
し、かつ流れは原子炉容器２０の下方プレナム（ple-na
m ）に向けられる。流れは、次いで熱交換のために、炉
心４４を通って上方に再び向けられる。給水は、降水管
環状体の上方に配置された多孔分散管を通って装置に加
えられ、そして下向きの水の流れに合流する。
【００５５】低圧冷却材注入機能（ＬＰＣＩ）は、残留
熱除去装置（ＲＨＲ）の１部分でありＬＯＣＡの場合
に、ループ５６および５７を通って炉心に水を注入する
ように作動し、これらのループが固有に容器２０内の正
しい位置にかかる緊急冷却材を配置するため、冷却材入
力アプローチが選択される。
熱除去装置（ＲＨＲ）の１部分でありＬＯＣＡの場合
に、ループ５６および５７を通って炉心に水を注入する
ように作動し、これらのループが固有に容器２０内の正
しい位置にかかる緊急冷却材を配置するため、冷却材入
力アプローチが選択される。
【００５６】かかる冷却材喪失条件により、通常の運転
圧力、例えば原子炉容器２０内で１，０００ｐｓｉが、
部分的に、手でのエクスカーシヨンにより、かつ減圧装
置を通って解放される。これが発生するとき、緊急炉心
冷却装置の４つのＬＰＣＩポンプが作動される。これら
のポンプは、ＬＰＣＩに供せられながら、加えてサプレ
ツシヨンプール２６内の水を冷却するのに使用されるこ
とができ、ならびに他のＲＨＲ装置が作動する（例え
ば、格納容器スプレー冷却、サプレツシヨンプールスプ
レー冷却および遮断冷却）。
圧力、例えば原子炉容器２０内で１，０００ｐｓｉが、
部分的に、手でのエクスカーシヨンにより、かつ減圧装
置を通って解放される。これが発生するとき、緊急炉心
冷却装置の４つのＬＰＣＩポンプが作動される。これら
のポンプは、ＬＰＣＩに供せられながら、加えてサプレ
ツシヨンプール２６内の水を冷却するのに使用されるこ
とができ、ならびに他のＲＨＲ装置が作動する（例え
ば、格納容器スプレー冷却、サプレツシヨンプールスプ
レー冷却および遮断冷却）。
【００５７】しかしながら、ＬＰＣＩ作用を呼び出す信
号の場合に、それらは、それぞれの入力矢印７４および
７５により示されるように、ループ５６および５７内の
水の注入に供せられる。かくして、冷却材は、設備１０
によりすでに利用可能な水源となるサプレツシヨンプー
ル２６および凝縮貯蔵タンク（図示せず）から、位置７
４および７５において同時に注入されることができる。
号の場合に、それらは、それぞれの入力矢印７４および
７５により示されるように、ループ５６および５７内の
水の注入に供せられる。かくして、冷却材は、設備１０
によりすでに利用可能な水源となるサプレツシヨンプー
ル２６および凝縮貯蔵タンク（図示せず）から、位置７
４および７５において同時に注入されることができる。
【００５８】過去において、しかしながら、一方のルー
プ５６または５７が破壊されると仮定されねばならない
規則または条件の対応が必然的に適合されていた。した
がつて、選択型弁論理は、ＬＰＣＩ利用に実行可能であ
るそのループを選択するように強いられた。上記で言及
されたように、この条件は非常に複雑な制御および水分
散計画の必要を強要した。
プ５６または５７が破壊されると仮定されねばならない
規則または条件の対応が必然的に適合されていた。した
がつて、選択型弁論理は、ＬＰＣＩ利用に実行可能であ
るそのループを選択するように強いられた。上記で言及
されたように、この条件は非常に複雑な制御および水分
散計画の必要を強要した。
【００５９】図３を見ると、幾つかの現行の原子力発電
設備に実在する低圧冷却材注入（ＬＰＣＩ）装置用スプ
リツトループ注入修正（ＳＬＩＭ）を示す概略図が設け
られる。図において、原子炉容器８０は壁または構造８
２により形成されたドライウエル内に収容されて示され
る。
設備に実在する低圧冷却材注入（ＬＰＣＩ）装置用スプ
リツトループ注入修正（ＳＬＩＭ）を示す概略図が設け
られる。図において、原子炉容器８０は壁または構造８
２により形成されたドライウエル内に収容されて示され
る。
【００６０】ドライウエル領域に追加的に示されるのは
再循環ループ５６及び５７である。これらのループは、
それぞれのポンプ５８および６０、吸い上げ弁６６およ
び６８、および放出弁６２および６４を組み込んで、以
前のように、冗長的であるように示される。ドライウエ
ル境界８２の下にかつそれを囲んでいるのは、遮蔽建物
内に配置される緊急炉心冷却装置（ＥＣＣＳ）ヘツダ８
６に接続されたトロイダル形状のサプレツシヨンプール
８４である。ドライウエル壁８２からサプレツシヨンプ
ール８４に延在するのは、破壊により解放された液体お
よび／または蒸気を引き入れる降水管８８である。
再循環ループ５６及び５７である。これらのループは、
それぞれのポンプ５８および６０、吸い上げ弁６６およ
び６８、および放出弁６２および６４を組み込んで、以
前のように、冗長的であるように示される。ドライウエ
ル境界８２の下にかつそれを囲んでいるのは、遮蔽建物
内に配置される緊急炉心冷却装置（ＥＣＣＳ）ヘツダ８
６に接続されたトロイダル形状のサプレツシヨンプール
８４である。ドライウエル壁８２からサプレツシヨンプ
ール８４に延在するのは、破壊により解放された液体お
よび／または蒸気を引き入れる降水管８８である。
【００６１】次に低圧冷却材注入（ＬＰＣＩ）構成要素
に目を向けると、２つのポンプ９０ａおよび９１ａの吸
い込み入力は、ライン９２ａおよび９４ａを介して、Ｅ
ＣＣＳヘツダ８６およびサプレツシヨンプール８４に接
続されている。
に目を向けると、２つのポンプ９０ａおよび９１ａの吸
い込み入力は、ライン９２ａおよび９４ａを介して、Ｅ
ＣＣＳヘツダ８６およびサプレツシヨンプール８４に接
続されている。
【００６２】モータ作動の吸い込み側弁９６ａおよび９
８ａは、各々の入力に接続される。弁９６ａおよび９８
ａは通常開放される。ＥＣＣＳヘツダ８６に向けられて
いることに加えて、留意され得ることは、ライン９４ａ
が、またライン１００ａを介して、ブロツク１０２で示
される凝縮貯蔵タンクに結合されるということである。
タンク１０２は、一般に発電所施設内で幾らか離して取
り付けられ、そして本ＬＯＣＩに関して、代替的の水源
となる。
８ａは、各々の入力に接続される。弁９６ａおよび９８
ａは通常開放される。ＥＣＣＳヘツダ８６に向けられて
いることに加えて、留意され得ることは、ライン９４ａ
が、またライン１００ａを介して、ブロツク１０２で示
される凝縮貯蔵タンクに結合されるということである。
タンク１０２は、一般に発電所施設内で幾らか離して取
り付けられ、そして本ＬＯＣＩに関して、代替的の水源
となる。
【００６３】ポンプ９０ａ、９１ａの出力は、熱交換器
バイパス弁１０８ａが開放されるごとき場合、熱交換器
バイパス弁１０８ａを通ってそれぞれのライン１０４ａ
および１０６ａを介してライン１１０ａへ向けられる。
バイパス弁１０８ａが開放されるごとき場合、熱交換器
バイパス弁１０８ａを通ってそれぞれのライン１０４ａ
および１０６ａを介してライン１１０ａへ向けられる。
【００６４】導管１１０ａからの流れは導管１１６ａに
向けられ、その流れは、開放されたＬＰＣＩ弁１２０ａ
を通って導管１２２ａへ入るが、オリフイス１１８ａま
たは同等の液圧抵抗により制御される。弁１２４ａの開
放、かつ弁１２８ａおよび１３２ａの閉止により、冷却
流は、放出弁６２の下流の再循環ループ５６へ導管１３
６ａを介して注入される。かかる場合、放出弁６２は閉
止される。ライン１３６ａからの注入および放出弁６２
の閉止の位置は、破裂が再循環ラインに発生するという
仮定に従う。
向けられ、その流れは、開放されたＬＰＣＩ弁１２０ａ
を通って導管１２２ａへ入るが、オリフイス１１８ａま
たは同等の液圧抵抗により制御される。弁１２４ａの開
放、かつ弁１２８ａおよび１３２ａの閉止により、冷却
流は、放出弁６２の下流の再循環ループ５６へ導管１３
６ａを介して注入される。かかる場合、放出弁６２は閉
止される。ライン１３６ａからの注入および放出弁６２
の閉止の位置は、破裂が再循環ラインに発生するという
仮定に従う。
【００６５】サプレツシヨンプール冷却が要求される非
事故状態において、弁９０ａおよび９１ａは、閉止弁１
０８ａによる熱交換ループ機能、およびサプレツシヨン
プール８４およびヘツダ８６から導管１１２ａを介して
熱交換器１１４ａへの流体のバイパスを供給するのに役
立つ。冷却時、液体はそれから導管１１０ａに流れる。
プール冷却を要求する状態により、流体はラインまたは
導管１１０ａを通って導管１１６ａへ、そして開放され
たＬＰＣＩ注入弁１２０ａを通ってかつ導管１２６ａへ
流れる。これらの通常の状態のために、次に連続して配
置されたＬＰＣＩ注入弁１２４ａが、導管１２６ａ、冷
却弁１２８ａ、ライン１３０ａ、連続して結合された冷
却弁１３２ａ、およびライン１３４ａを介してサプレツ
シヨンプール８４へ冷却流体を分流するように閉止され
る。
事故状態において、弁９０ａおよび９１ａは、閉止弁１
０８ａによる熱交換ループ機能、およびサプレツシヨン
プール８４およびヘツダ８６から導管１１２ａを介して
熱交換器１１４ａへの流体のバイパスを供給するのに役
立つ。冷却時、液体はそれから導管１１０ａに流れる。
プール冷却を要求する状態により、流体はラインまたは
導管１１０ａを通って導管１１６ａへ、そして開放され
たＬＰＣＩ注入弁１２０ａを通ってかつ導管１２６ａへ
流れる。これらの通常の状態のために、次に連続して配
置されたＬＰＣＩ注入弁１２４ａが、導管１２６ａ、冷
却弁１２８ａ、ライン１３０ａ、連続して結合された冷
却弁１３２ａ、およびライン１３４ａを介してサプレツ
シヨンプール８４へ冷却流体を分流するように閉止され
る。
【００６６】高圧状態がサプレツシヨンプール８４内の
水の上方に存在する状態が経験されるかも知れない。こ
の高圧状態は蒸気で引き起こされ、かつしたがつて、ポ
ンプ９０ａおよび９１ａはクエンチング作用を行うため
に使用され得る。この点において、理解できることは、
導管１４０ａが導管１１０ａから第１サプレツシヨンプ
ール注入弁１４２ａに延在し、その出力が、ライン１４
４ａにより、次に連続して接続されるサプレツシヨンプ
ールスプレー注入弁１４６ａに、そして導管１４８ａを
介してスプレー多孔分散管１５０ａに結合される。
水の上方に存在する状態が経験されるかも知れない。こ
の高圧状態は蒸気で引き起こされ、かつしたがつて、ポ
ンプ９０ａおよび９１ａはクエンチング作用を行うため
に使用され得る。この点において、理解できることは、
導管１４０ａが導管１１０ａから第１サプレツシヨンプ
ール注入弁１４２ａに延在し、その出力が、ライン１４
４ａにより、次に連続して接続されるサプレツシヨンプ
ールスプレー注入弁１４６ａに、そして導管１４８ａを
介してスプレー多孔分散管１５０ａに結合される。
【００６７】高圧状態が壁８２の内側の格納容器内に発
生する場合において、同様な形状のクエンチングまたは
スプレーイングが使用されうる。かかるクエンチング
は、事故の状態下で、全体の格納機構の圧力境界を保護
するように機能する。したがつて、導管１１０ａは格納
容器スプレー弁１５４ａに延在する。そして、その出力
はライン１５６ａにより、連続接続の次の格納容器スプ
レー弁１５８ａに、したがつてライン１６０ａおよび並
列のライン１６２ａを介して、１対のスプレー多孔分散
管１６４ａおよび１６６ａに向けられる。
生する場合において、同様な形状のクエンチングまたは
スプレーイングが使用されうる。かかるクエンチング
は、事故の状態下で、全体の格納機構の圧力境界を保護
するように機能する。したがつて、導管１１０ａは格納
容器スプレー弁１５４ａに延在する。そして、その出力
はライン１５６ａにより、連続接続の次の格納容器スプ
レー弁１５８ａに、したがつてライン１６０ａおよび並
列のライン１６２ａを介して、１対のスプレー多孔分散
管１６４ａおよび１６６ａに向けられる。
【００６８】再循環ループ５６に関連してこれまで説明
されたＬＰＣＩ構成要素は、再循環ループ５７の対応す
る構成要素に対して、実質上対称的に実施される。かか
る共通の構成要素はループ５６に関して今まで示された
説明において接尾語「ａ」により識別される。したがつ
て、再循環ループ５７に関してそれらと共通の構成要素
は図において同一の符号付けおよび接尾語「ｂ」により
識別される。
されたＬＰＣＩ構成要素は、再循環ループ５７の対応す
る構成要素に対して、実質上対称的に実施される。かか
る共通の構成要素はループ５６に関して今まで示された
説明において接尾語「ａ」により識別される。したがつ
て、再循環ループ５７に関してそれらと共通の構成要素
は図において同一の符号付けおよび接尾語「ｂ」により
識別される。
【００６９】各場合において、２重のまたは冗長的な装
置がＥＣＣＳヘツダ８６、サプレツシヨンプール８４、
および凝縮貯蔵タンク（ＣＳＴ）１０２に関連して実施
され、そして再循環ループ５６に関連して上述された説
明は再循環ループ５２の対応する構成要素に適用され
る。
置がＥＣＣＳヘツダ８６、サプレツシヨンプール８４、
および凝縮貯蔵タンク（ＣＳＴ）１０２に関連して実施
され、そして再循環ループ５６に関連して上述された説
明は再循環ループ５２の対応する構成要素に適用され
る。
【００７０】図中のＬＰＣＩ装置の１つの追加的な特徴
は、導管１７０ａにより示されるクロスタイライン、ク
ロスタイ弁１７２ａ、導管１７４、クロスタイ弁１７２
ｂ、およびライン１７０ｂに存する。このクロスタイラ
インは、冗長的な装置の１側から他側へ汲み上げられた
流れを分岐することを含んでいる種々の目的のために前
述された装置において使用された。かかる制御なしに、
または発明の本装置および方法の特徴がないとき、注入
されている加圧水は、少ない抵抗の通路に追随し、破裂
された再循環ループから出る一方、完全なループにおい
ては働きがなくなる。以前の制御装置に関連する複雑さ
は本発明により除去される。
は、導管１７０ａにより示されるクロスタイライン、ク
ロスタイ弁１７２ａ、導管１７４、クロスタイ弁１７２
ｂ、およびライン１７０ｂに存する。このクロスタイラ
インは、冗長的な装置の１側から他側へ汲み上げられた
流れを分岐することを含んでいる種々の目的のために前
述された装置において使用された。かかる制御なしに、
または発明の本装置および方法の特徴がないとき、注入
されている加圧水は、少ない抵抗の通路に追随し、破裂
された再循環ループから出る一方、完全なループにおい
ては働きがなくなる。以前の制御装置に関連する複雑さ
は本発明により除去される。
【００７１】本発明の装置により、クロスタイ弁１７２
ａおよび１７２ｂは連続して開放されたままである。対
応して、オリフイス組み合わせ１１８ａおよび１１８ｂ
の大きさは独立の再循環ループ５６および５７の各々に
同時に水冷却材の所定量を供給する流量に水冷却材の流
れを限定または制限するように選択される。この流量は
要求される時間制約内で炉心８０に緊急冷却を実施する
のに有効である。
ａおよび１７２ｂは連続して開放されたままである。対
応して、オリフイス組み合わせ１１８ａおよび１１８ｂ
の大きさは独立の再循環ループ５６および５７の各々に
同時に水冷却材の所定量を供給する流量に水冷却材の流
れを限定または制限するように選択される。この流量は
要求される時間制約内で炉心８０に緊急冷却を実施する
のに有効である。
【００７２】各オリフイス１１８ａ−１１８ｂでの液圧
抵抗の使用により確立される流量は、まず（ａ）炉心８
０の必要なＬＰＣＩ冷却を実施するのに要求される流体
の量、および（ｂ）緊急冷却を実施するのに利用可能な
時間に関する知見に基礎が置かれる。
抵抗の使用により確立される流量は、まず（ａ）炉心８
０の必要なＬＰＣＩ冷却を実施するのに要求される流体
の量、および（ｂ）緊急冷却を実施するのに利用可能な
時間に関する知見に基礎が置かれる。
【００７３】分析によると、この水の十分な量がこの仕
事に関与する。なぜなら再循環ライン５６または５７の
うち破裂した方に通っている冷却材が、ドライウエルに
放出されるからである。すなわち、該冷却材が主通気孔
とドライウエル降水管を通ってサプレツシヨンプール８
４へ流れる。
事に関与する。なぜなら再循環ライン５６または５７の
うち破裂した方に通っている冷却材が、ドライウエルに
放出されるからである。すなわち、該冷却材が主通気孔
とドライウエル降水管を通ってサプレツシヨンプール８
４へ流れる。
【００７４】したがつて、補正技術は優れた簡潔性を備
えかつ現存するＢＷＲ施設を改装するために容易に利用
可能である。最小量のハードウエア不安のみが改装のた
めにもたらされ、再配線処置等ならびに高価な再配管処
置は要求されない。事実上、変更されたＬＰＣＩ技術は
幾らか受動的な性質のものとなる。改良された技術は
「スプリツトループ注入修正（ＳＬＩＭ）」として言及
される。
えかつ現存するＢＷＲ施設を改装するために容易に利用
可能である。最小量のハードウエア不安のみが改装のた
めにもたらされ、再配線処置等ならびに高価な再配管処
置は要求されない。事実上、変更されたＬＰＣＩ技術は
幾らか受動的な性質のものとなる。改良された技術は
「スプリツトループ注入修正（ＳＬＩＭ）」として言及
される。
【００７５】第４図を参照すると、ＬＰＣＩＳＬＩＭ論
理図が示される。以下の議論において、接尾語「ａ」ま
たは「ｂ」により以前に識別された装置の共通構成要素
は関連の符号付けによつて単に識別される。
理図が示される。以下の議論において、接尾語「ａ」ま
たは「ｂ」により以前に識別された装置の共通構成要素
は関連の符号付けによつて単に識別される。
【００７６】図において、ブロツクおよびブラケツト１
９０は安全出力条件および対応する初期信号が発生され
る感知パラメータを示す。この点において、論理図位置
１９２で示されるように、低い水レベルが原子炉８０内
で検出されるかも知れない。この条件が得ることができ
るかまたは、位置１９４に示されるように、高いドライ
ウエル圧力が検出されうる。これらの条件は冷却材喪失
事故（ＬＯＣＡ）の検出を示す。それらの検出時、次い
でそれぞれのライン１９６および１９８に示されるよう
に、制御論理は位置２００に進行する。そこで、スタン
バイジーゼルエンジンがポンプモータならびにこれらの
モータまたはこの装置に使用される弁を制御すべく作動
する電気駆動要素用の電力源を活動させるように始動さ
れる。論理図のこの領域は、弁およびポンプモータにか
つ「許容」の基準に合うために利用し得る電力を作るよ
うにブロツクおよびブラケツト２０２で識別されて示さ
れ、後者の条件は、原子炉８０に関連して、必要な低圧
Ｐ１およびＰ２の減圧または進展時に設定される条件で
ある。
９０は安全出力条件および対応する初期信号が発生され
る感知パラメータを示す。この点において、論理図位置
１９２で示されるように、低い水レベルが原子炉８０内
で検出されるかも知れない。この条件が得ることができ
るかまたは、位置１９４に示されるように、高いドライ
ウエル圧力が検出されうる。これらの条件は冷却材喪失
事故（ＬＯＣＡ）の検出を示す。それらの検出時、次い
でそれぞれのライン１９６および１９８に示されるよう
に、制御論理は位置２００に進行する。そこで、スタン
バイジーゼルエンジンがポンプモータならびにこれらの
モータまたはこの装置に使用される弁を制御すべく作動
する電気駆動要素用の電力源を活動させるように始動さ
れる。論理図のこの領域は、弁およびポンプモータにか
つ「許容」の基準に合うために利用し得る電力を作るよ
うにブロツクおよびブラケツト２０２で識別されて示さ
れ、後者の条件は、原子炉８０に関連して、必要な低圧
Ｐ１およびＰ２の減圧または進展時に設定される条件で
ある。
【００７７】デイーゼルエンジンにより引き出されるパ
ワーの開始に続いて、次に、ライン２０４および２０６
でそれぞれの位置２０８および２１０に行き、識別され
たＬＰＣＩポンプ９０、９１および１２０、１２４、お
よび６２、６４におけるような弁に電力を供給する１ま
たは複数のバスに電力が得られるかどうかについて決断
または決定がなされる。したがつて、ライン２１２およ
び位置２１４で示されるように、ＬＰＣＩ注入ポンプ９
０、９１での電力の存在について決断または決定がなさ
れる。同時に、ライン２１６および位置２１８で示され
るように、ＬＰＣＩ注入弁１２０および１２４に電力が
利用可能であることが決定される。加えて、ライン２２
０および位置２２２により示されるように、それぞれの
再循環ループ５６および５７の放出弁６２および６４に
電力が利用可能であるかどうかについて決断または決定
がなされる。
ワーの開始に続いて、次に、ライン２０４および２０６
でそれぞれの位置２０８および２１０に行き、識別され
たＬＰＣＩポンプ９０、９１および１２０、１２４、お
よび６２、６４におけるような弁に電力を供給する１ま
たは複数のバスに電力が得られるかどうかについて決断
または決定がなされる。したがつて、ライン２１２およ
び位置２１４で示されるように、ＬＰＣＩ注入ポンプ９
０、９１での電力の存在について決断または決定がなさ
れる。同時に、ライン２１６および位置２１８で示され
るように、ＬＰＣＩ注入弁１２０および１２４に電力が
利用可能であることが決定される。加えて、ライン２２
０および位置２２２により示されるように、それぞれの
再循環ループ５６および５７の放出弁６２および６４に
電力が利用可能であるかどうかについて決断または決定
がなされる。
【００７８】追加の条件が、ＬＰＣＩ注入弁１２０およ
び１２４に電力を供給するための位置２１８で示される
条件に関連して付与される。ライン２２４、２２６およ
び位置２２８で示されるように、原子炉８０において提
示される圧力は予め定めたより低い圧力Ｐ１以下に降下
しなければならない。その圧力は、例えば、３００ｐｓ
ｉないし４００ｐｓｉの範囲内にすることができる。こ
の点において、注入弁１２０および１２４はそれらの間
に一定の圧力差がある場合についてのみ作動するように
許容される。
び１２４に電力を供給するための位置２１８で示される
条件に関連して付与される。ライン２２４、２２６およ
び位置２２８で示されるように、原子炉８０において提
示される圧力は予め定めたより低い圧力Ｐ１以下に降下
しなければならない。その圧力は、例えば、３００ｐｓ
ｉないし４００ｐｓｉの範囲内にすることができる。こ
の点において、注入弁１２０および１２４はそれらの間
に一定の圧力差がある場合についてのみ作動するように
許容される。
【００７９】ブロツクおよびブラケツト２０２で開示さ
れる論理内の他の許容条件は原子炉圧力が予め指定した
値Ｐ２以下であるかどうかについて決断または決定がな
される位置２３０で示される。この値、Ｐ２は、圧力値
Ｐ１以下であり、例えば、約２００ｐｓｉである。条件
が合致すれば、論理はライン２３２に示されたままであ
る。
れる論理内の他の許容条件は原子炉圧力が予め指定した
値Ｐ２以下であるかどうかについて決断または決定がな
される位置２３０で示される。この値、Ｐ２は、圧力値
Ｐ１以下であり、例えば、約２００ｐｓｉである。条件
が合致すれば、論理はライン２３２に示されたままであ
る。
【００８０】論理図は次いでポンプおよび弁作動を提供
するブロツクおよびブラケツト２３４により示される領
域に続く。さらに留意されることができるのは、論理図
は垂直に類別されることができるということである。例
えば、ブロツクおよびブラケツト２３６はＬＰＣＩポン
プ９０、９１の開始に関する領域を示す一方、ブロツク
およびブラケツト２３８は注入弁１２０、１２４の開放
と関連する同図の垂直領域を示し、そしてブロツクおよ
びブラケツト２４０はそれぞれの再循環ループ５６およ
び５７の放出弁６２、６４の閉止と関連付けられる。
するブロツクおよびブラケツト２３４により示される領
域に続く。さらに留意されることができるのは、論理図
は垂直に類別されることができるということである。例
えば、ブロツクおよびブラケツト２３６はＬＰＣＩポン
プ９０、９１の開始に関する領域を示す一方、ブロツク
およびブラケツト２３８は注入弁１２０、１２４の開放
と関連する同図の垂直領域を示し、そしてブロツクおよ
びブラケツト２４０はそれぞれの再循環ループ５６およ
び５７の放出弁６２、６４の閉止と関連付けられる。
【００８１】したがつて留意すべきことは、位置２１４
で示されるようなポンプ９０と９１での電力の存在の決
断または決定時に、ライン２４２および位置２４６で示
されるように、ＬＰＣＩポンプ９０、９１が定格の流れ
が準備できていることである。これはポンプ作動が定格
速度になっていて、そして流れを定格容量で現在供給し
ていることを示す。制御条件は完全な流れの条件が、Ｌ
ＰＣＩ装置がＬＯＣＡ条件に関して利用し得ることが推
定される前に満たされることを要求する。
で示されるようなポンプ９０と９１での電力の存在の決
断または決定時に、ライン２４２および位置２４６で示
されるように、ＬＰＣＩポンプ９０、９１が定格の流れ
が準備できていることである。これはポンプ作動が定格
速度になっていて、そして流れを定格容量で現在供給し
ていることを示す。制御条件は完全な流れの条件が、Ｌ
ＰＣＩ装置がＬＯＣＡ条件に関して利用し得ることが推
定される前に満たされることを要求する。
【００８２】次にＬＰＣＩ注入弁１２０および１２４で
の電力の存在、および位置２２８で示されるような圧力
許容条件の合致に注目すると、合流ラインおよび２５０
により示されるようなこれらの条件の共同発生により、
論理流れはライン２５２および位置２５４で示されるよ
うに、ＬＰＣＩ注入弁１２０および１２４が開放される
条件を識別し続ける。同様に、また放出弁６２、６４が
垂直領域２４０内で位置２５６で示されるように閉止さ
れることが必要である。再循環ループ５８および６０用
のこの放出弁閉鎖が、再循環ループ中の破壊がこれらの
再循環ポンプの吸い込み側にあるという仮定によりなさ
れる。かくして、ＬＰＣＩ装置の注入はポンプ５８、６
０の放出側、ならびに対応する放出弁６２、６４に向け
られる。
の電力の存在、および位置２２８で示されるような圧力
許容条件の合致に注目すると、合流ラインおよび２５０
により示されるようなこれらの条件の共同発生により、
論理流れはライン２５２および位置２５４で示されるよ
うに、ＬＰＣＩ注入弁１２０および１２４が開放される
条件を識別し続ける。同様に、また放出弁６２、６４が
垂直領域２４０内で位置２５６で示されるように閉止さ
れることが必要である。再循環ループ５８および６０用
のこの放出弁閉鎖が、再循環ループ中の破壊がこれらの
再循環ポンプの吸い込み側にあるという仮定によりなさ
れる。かくして、ＬＰＣＩ装置の注入はポンプ５８、６
０の放出側、ならびに対応する放出弁６２、６４に向け
られる。
【００８３】最後に、図の位置２４６、２５４、および
２５６により示される条件が共同して発生することが必
要である。この条件は合流ライン２５８、２６０、およ
び２６２により示される。
２５６により示される条件が共同して発生することが必
要である。この条件は合流ライン２５８、２６０、およ
び２６２により示される。
【００８４】幾つかの変化は本書においてもたらされた
本発明の範囲から逸脱することなしに上記装置および方
法になされることができるので、意図されることは、上
記に包含されるかまたは添付図面に示されたすべての内
容は例示としてかつ制限する意味でないと解釈されるこ
とである。
本発明の範囲から逸脱することなしに上記装置および方
法になされることができるので、意図されることは、上
記に包含されるかまたは添付図面に示されたすべての内
容は例示としてかつ制限する意味でないと解釈されるこ
とである。
【図１】原子炉建物の１つの設計を示す概略図；
【図２】原子炉容器および２つの関連の再循環ループを
略示する線図；
略示する線図；
【図３】本発明の特徴を組み込んでいる低圧冷却材注入
装置を示す概略流体流れ図；そして
装置を示す概略流体流れ図；そして
【図４】原子炉施設用低圧冷却材注入装置のスプリツト
ループ注入修正の制御用論理図である。
ループ注入修正の制御用論理図である。
１０ 原子炉建物 ２０ 原子炉 ２２ ドライウエル ２４ ウエットウエル ２６ 圧力サプレッションプール ３７、３８ 燃料貯蔵プール １０２ 凝縮貯蔵タンク １９０ 安全出力（初期信号） １９２ 低い水レベル １９４ 高いドライウエル圧力 ２００ デイーゼルの開始 ２０２ 弁およびポンプモータに利用可能なパワーおよ
び合致された許容 ２０８ バスでのパワー ２１０ バスでのパワー ２１４ ポンプ９０、９１でのパワー ２１８ 弁１２０および１２４でパワー ２２２ 放出弁６２および６４でパワー ２２８ Ｐ１以下の許容圧力 ２３０ Ｐ２以下の許容圧力 ２３４ ポンプおよび弁作動 ２３６ ポンプ始動 ２３８ 注入弁開放 ２４０ 放出弁閉止 ２４６ 定格の流れに備えるポンプ ２５４ 開放された注入弁１２０、１２４ ２５６ 閉止された放出弁６２、６４
び合致された許容 ２０８ バスでのパワー ２１０ バスでのパワー ２１４ ポンプ９０、９１でのパワー ２１８ 弁１２０および１２４でパワー ２２２ 放出弁６２および６４でパワー ２２８ Ｐ１以下の許容圧力 ２３０ Ｐ２以下の許容圧力 ２３４ ポンプおよび弁作動 ２３６ ポンプ始動 ２３８ 注入弁開放 ２４０ 放出弁閉止 ２４６ 定格の流れに備えるポンプ ２５４ 開放された注入弁１２０、１２４ ２５６ 閉止された放出弁６２、６４
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 ローレンス・リ・チ アメリカ合衆国、94539、カリフォルニア 州、フレモント、ロスピノス・プレイス 691番地 (72)発明者 チャールス・ヘンリイ・ストール アメリカ合衆国、94566、カリフォルニア 州、プリーサントン、ボニタ・アベニュー 514番地 (72)発明者 ガリイ・ルイス・ソズイ アメリカ合衆国、95070、カリフォルニア 州、サラトガ、ゲルネイル・アベニュー 14948番地
Claims (20)
- 【請求項１】 通常の運転圧力を備えた炉心、それぞれ
第１および第２循環ポンプおよび作動可能な放出弁を含
んでいる第１および第２再循環ループ、サプレツシヨン
プール水源、凝縮貯蔵タンク、および冷却材喪失事故に
応答して安全出力を発生する安全装置を有する沸騰水型
原子炉を有する型の原子力施設用の低圧冷却材注入装置
において、 吸い込み入力および放出出力を有しかつ水を汲み上げる
ように作動し得る第１および第２低圧冷却材注入ポン
プ；サプレツシヨンプールとの流体流れ連通に第１およ
び第２低圧冷却材注入ポンプの吸い込み入力を連結する
供給導管手段；前記第１および第２低圧冷却材注入ポン
プのそれぞれの放出出力と、それぞれの第１および第２
再循環ループとに連結される第１および第２冷却材注入
導管；第１および第２再循環ループへ各々所定量の水冷
却材を供給するために、１本の冷却材注入導管から炉心
の緊急冷却を実施するのに有効なように選択された所定
の流量に水冷却材の流れを制限するために前記第１およ
び第２冷却材注入導管内に設けられた第１および第２液
圧抵抗手段；そして安全出力に応答して前記第１および
第２低圧冷却材注入ポンプを作動する制御手段；からな
ることを特徴とする原子力施設用の低圧冷却材注入装
置。 - 【請求項２】 前記第１および第２冷却材注入導管内で
かつ開閉方向間で作動し得る第１および第２低圧冷却材
注入弁を含み；そして前記制御手段が前記開放方向に前
記第１および第２低圧冷却材注入弁を同時に作動するた
めに前記安全出力に応答することを特徴とする請求項１
に記載の原子力施設用の低圧冷却材注入装置。 - 【請求項３】 前記制御手段が前記通常の運転圧力以下
の沸騰水型原子炉により提示される予め定めた圧力Ｐ１
の存在においてのみ前記低圧冷却材注入弁を作動すべく
応答することを特徴とする請求項２に記載の原子力施設
用の低圧冷却材注入装置。 - 【請求項４】 前記第１および第２液圧抵抗手段が第１
および第２の選択的に形状が付けられたオリフイスから
なることを特徴とする請求項１に記載の原子力施設用の
低圧冷却材注入装置。 - 【請求項５】 前記第１および第２冷却材注入導管が前
記原子炉とその前記放出弁との間の前記それぞれの第１
および第２再循環ループに結合され；そして前記制御手
段が前記第１および第２再循環ループの前記放出弁を閉
止状態に作動するために前記安全出力に応答することを
特徴とする請求項１に記載の原子力施設用の低圧冷却材
注入装置。 - 【請求項６】 前記制御手段が前記通常の運転圧力以下
の値の前記沸騰水型原子炉により呈される予め定めた圧
力Ｐ２の存在においてのみ前記閉止状態に前記第１応答
第２再循環ループの前記放出弁を作動すべく応答するこ
とを特徴とする請求項５に記載の原子力施設用の低圧冷
却材注入装置。 - 【請求項７】 それぞれ前記第１および第２冷却材注入
導管内にありかつ開閉位置間で作動し得る第１および第
２低圧冷却材注入弁を含み；および前記制御手段が前記
第１および第２低圧冷却材注入弁を同時に作動するため
に前記安全出力に応答することを特徴とする請求項６に
記載の原子力施設用の低圧冷却材注入装置。 - 【請求項８】 前記制御手段が前記通常の運転圧力以下
の値の前記沸騰水型原子炉により呈される予め定めた圧
力ｐ１の存在においてのみ前記低圧冷却材注入弁を作動
すべく応答し、前記予め定めた圧力Ｐ１は前記予め定め
た圧力Ｐ２より大きいことを特徴とする請求項７に記載
の原子力施設用の低圧冷却材注入装置。 - 【請求項９】 前記供給導管手段が前記第１および第２
低圧冷却材注入ポンプの前記放出出力を選択的に相互に
接続するためのクロスタイ導管手段を含み；前記第１お
よび第２冷却材注入導管を選択することにより前記第１
および第２再循環ループの一方に前記第１および第２低
圧冷却材注入ポンプの出力を選択的に向けるために開閉
状態間で作動し得る前記クロスタイ導管内のクロスタイ
弁手段を含み；そして前記制御手段が前記クロスタイ弁
手段を前記安全出力の存在において前記開放位置に維持
することを特徴とする請求項１に記載の原子力施設用の
低圧冷却材注入装置。 - 【請求項１０】 前記供給導管手段は前記凝縮貯蔵タン
クとの前記第１および第２低圧冷却材注入ポンプの前記
吸い込み出力の連結を行うことを特徴とする請求項１に
記載の原子力施設用の低圧冷却材注入装置。 - 【請求項１１】 緊急炉心冷却水源、蒸気発生のために
炉心を通して水を通常循環させる第１および第２独立再
循環ループ、および冷却材喪失事故に応答し、少なくと
も所定量の水冷却材の原子炉への供給を行うために安全
出力を発生する安全装置を有する原子力施設の沸騰水型
原子炉へ低圧冷却水を注入するための低圧冷却水注入方
法において、 水冷却材源からそれぞれの第１および第２再循環ループ
への第１および第２水流路を設け；水冷却材源からの水
を第１および第２水流路を通って汲み上げるのに作動し
得る低圧冷却材注入ポンプを設け；第１および第２水流
路内に流れを作るために閉止状態から開放状態へ作動し
得る弁装置を設け；第１および第２水流路内に同時に水
冷却材の流れを許容するために安全出力に応答して弁装
置を作動し；低圧冷却材注入ポンプを安全出力に応答し
て作動し；第１および第２水流路内の水冷却材の流れ
を、それぞれ第１および第２独立再循環ループへ所定量
の水冷却材を供給するために選択された所定の流体流量
に制限し、前記流量が一方の水流路から炉心の緊急冷却
を実施するのに有効なように選択される工程からなるこ
とを特徴とする低圧冷却水注入方法。 - 【請求項１２】 前記各第１および第２水流路中の前記
水冷却材の流れを制限する前記工程がそれに選択的な液
圧抵抗を印加することにより実施されることを特徴とす
る請求項第１１に記載の低圧冷却水注入方法。 - 【請求項１３】 前記各第１および第２水流路中の前記
水冷却材の流れを制限する前記工程が前記各第１および
第２水流路内に選択的に形状が付けられたオリフイスを
設けることにより実施されることを特徴とする請求項１
１に記載の低圧冷却水注入方法。 - 【請求項１４】 前記各第１および第２水流路中の前記
水冷却材の流れを制限する前記工程が前記各流路に関し
て同時に実施されることを特徴とする請求項１１に記載
の低圧冷却水注入方法。 - 【請求項１５】 低圧注入冷却ポンプを設ける前記工程
が、 水を前記水源から前記第１水流路を通して汲み上げるた
めの第１入力を有する第１安全区分内に第１低圧冷却材
注入ポンプを設け；水を前記水源から前記第２水流路を
通して汲み上げるために第２出力を有する第２安全区分
内に第２低圧冷却材注入ポンプを設け；そしてそれぞれ
前記第１および第２低圧冷却材注入ポンプの前記第１お
よび第２出力を共同して連結することを特徴とする請求
項１１に記載の低圧冷却水注入方法。 - 【請求項１６】 前記それぞれの第１および第２低圧冷
却材注入ポンプの前記第１および第２出力との間にクロ
スタイ弁を設け；そして前記クロスタイ弁を前記安全出
力に応答して開放する工程を含むことを特徴とする請求
項１５に記載の低圧冷却水注入方法。 - 【請求項１７】 前記第１および第２再循環ループが、
前記炉心の下の位置から前記原子炉と流体伝達連通にあ
る入力側を有しかつ前記炉心の上方の位置で前記原子炉
と流体伝達連通にある放出側を有するそれぞれ第１およ
び第２再循環ポンプを含み、そして各前記第１および第
２再循環ループがさらに各前記第１および第２再循環ポ
ンプの前記放出側に配置された放出弁を含み；そして各
前記放出弁を前記安全出力に応答して閉止する工程を含
むことを特徴とする請求項１１に記載の低圧冷却水注入
方法。 - 【請求項１８】 炉心および通常の運転圧力を有する沸
騰水型原子炉、それぞれ第１および第２再循環ポンプお
よび作動可能な放出弁を含んでいる第１および第２再循
環ループ、サプレツシヨンプール水源、凝縮貯蔵タン
ク、および冷却材喪失事故に応答して安全出力を発生す
る安全装置を有する型の原子力施設用低圧冷却材注入装
置において、 吸い込み入力および放出出力を有しかつ水を汲み上げる
べく作動可能な第１および第２低圧冷却材注入ポンプ；
サプレツシヨンプールと流体流れ連通において第１およ
び第２低圧冷却材注入ポンプの吸い込み入力を連結する
ために設けられ、そしてさらに第１および第２低圧冷却
材注入ポンプの放出出力を選択的に相互に接続するクロ
スタイ導管装置を含んでいる供給導管手段；第１および
第２低圧冷却材注入ポンプのそれぞれの放出出力とかつ
それぞれ第１および第２再循環ループに連結される第１
および第２冷却材注入導管；それぞれ第１および第２冷
却材注入導管内に設けられ、かつ閉止および開放方向間
で作動可能である第１および第２低圧導管注入弁；第１
および第２再循環ループへ予め定めた量の水冷却材を供
給するために選択された予め定めた流体の割合に水冷却
材の流れを制限するためのそれぞれ第１および第２冷却
材注入導管内の第１および第２液圧抵抗装置であり、前
記流量が一方の冷却材注入導管から炉心の緊急冷却を実
施するのに有効なように選択され；前記クロスタイ導管
内に設けられ、第１および第２冷却材注入導管を通って
第１および第２再循環ループの一方へ第１および第２低
圧冷却材注入ポンプの出力を選択的に向けるために開閉
状態間で作動し得るクロスタイ弁手段；および安全出力
に応答して前記第１および第２低圧冷却材注入ポンプ、
第１および第２低圧冷却材注入弁を作動しかつ安全出力
の存在において開放位置に前記クロスタイ弁装置を維持
する制御手段からなることを特徴とする原子力施設用の
低圧冷却材注入装置。 - 【請求項１９】 前記供給導管手段が前記凝縮貯蔵タン
クとの前記第１および第２低圧冷却材注入ポンプの前記
吸い上げ出力との連結を行うことを特徴とする請求項１
８に記載の原子力施設用の低圧冷却材注入装置。 - 【請求項２０】 前記第１および第２液圧抵抗手段が第
１および第２の選択的に形状が付けられたオリフイスか
らなることを特徴とする請求項１８に記載の原子力施設
用の低圧冷却材注入装置。
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|---|---|---|---|
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Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP2237283A3 (en) * | 2009-03-30 | 2011-07-06 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Boiling water reactor |
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