JPH1090468A - Emergency core cooling system - Google Patents
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- JPH1090468A JPH1090468A JP8247438A JP24743896A JPH1090468A JP H1090468 A JPH1090468 A JP H1090468A JP 8247438 A JP8247438 A JP 8247438A JP 24743896 A JP24743896 A JP 24743896A JP H1090468 A JPH1090468 A JP H1090468A
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Abstract
(57)【要約】
【課題】除熱系、低圧注水系、非常用電源および系統区
分の構成においても、多重性を確保しつつ、多様性をも
具備しつつ、装置の簡素化を図り、信頼性と経済性を両
立させることができる非常用炉心冷却装置を提供する。
【解決手段】2系統のHPCF11,12、1系統のR
CIC21、2系統のLPFL31,32、1系統の炉
心冠水系41、鋼製格納容器51、格納容器外周部プー
ル52、および非常用ディーゼル発電機61,62,6
3から構成されている。非常用ディーゼル発電機61,
62は、高圧注水系11あるいは12と低圧注水系31
あるいは32の両方の運転が可能な電源容量を供給する
ように形成されている。非常用ディーゼル発電機63は
RCIC21、静的格納容器除熱注水装置53、および
再循環炉心冠水系41の3系統の運転が可能な必要最小
限の電源を供給するように形成されている。
(57) [Summary] [PROBLEMS] To simplify the equipment while ensuring multiplexing and providing diversity in the configuration of a heat removal system, a low-pressure water injection system, an emergency power supply, and a system division. Provided is an emergency core cooling device that can achieve both reliability and economy. SOLUTION: Two systems of HPCFs 11 and 12 and one system of R are provided.
CIC 21, 2 systems of LPFLs 31, 32, 1 system of core flooding system 41, steel containment vessel 51, containment outer peripheral pool 52, and emergency diesel generators 61, 62, 6
3 is comprised. Emergency diesel generator 61,
62 is a high pressure water injection system 11 or 12 and a low pressure water injection system 31
Alternatively, it is formed so as to supply a power supply capacity capable of performing both of the 32 operations. The emergency diesel generator 63 is formed so as to supply the minimum necessary power capable of operating the RCIC 21, the static containment vessel heat removal and injection device 53, and the recirculation core flooding system 41.
Description
【0001】[0001]
【発明の属する技術分野】本発明は非常用炉心冷却装置
の改良に係わり、特にBWRプラントの異常事象発生時
に原子炉を安全な状態に導くための原子炉の非常用炉心
冷却装置に関するものである。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to an improvement of an emergency core cooling system, and more particularly to an emergency core cooling system of a nuclear reactor for guiding a reactor to a safe state when an abnormal event occurs in a BWR plant. .
【0002】[0002]
【従来の技術】一般に、原子力発電所には種々の異常事
象が発生しても原子炉を安全な状態に導くことができる
ように様々な安全装置が設けられている。また、各安全
装置は異常発生時の安全性、多重性、さらに経済性が考
慮されて配置されており十分な安全性を持つことが確認
されている。2. Description of the Related Art In general, various safety devices are provided in a nuclear power plant so that the reactor can be brought into a safe state even if various abnormal events occur. In addition, it is confirmed that each safety device is arranged in consideration of safety, multiplicity, and economy in the event of an abnormality, and has sufficient safety.
【0003】従来一般に採用されているこの種の非常用
炉心冷却装置は、例えば特開昭62−217193号公
報にも記載されているように、2系統の高圧注水装置
(以後、HPFL装置という)、1系統の高圧炉心注水
装置(以後、HPCI装置という)、2系統の低圧炉心
スプレイ装置(以後、LPCS装置という)、1系統の
低圧注水装置(以後、LPFL装置という)を備えてい
るのが普通である。An emergency core cooling apparatus of this kind which has been generally employed in the past is, for example, a two-system high-pressure water injection apparatus (hereinafter referred to as an HPFL apparatus) as described in Japanese Patent Application Laid-Open No. 62-217193. One system is provided with a high-pressure core water injection device (hereinafter referred to as an HPI device), two systems are provided with a low-pressure core spray device (hereinafter referred to as an LPCS device), and one system is provided with a low-pressure water injection device (hereinafter referred to as an LPFL device). Normal.
【0004】通常、上記した各々のHPFL装置、LP
CS装置およびLPFL装置は、モーター駆動のポンプ
を有しており、HPCI装置は、タービン駆動のポンプ
を有している。また、各LPCS装置およびLPFL装
置は、残留熱除去系(RHR)として機能する熱交換器
(冷却器)を有している。Usually, each of the above HPFL devices, LP
The CS device and the LPFL device have a motor-driven pump, and the HPI device has a turbine-driven pump. Further, each of the LPCS device and the LPFL device has a heat exchanger (cooler) that functions as a residual heat removal system (RHR).
【0005】また、非常用炉心冷却装置は、常駆動電源
消失時のために非常用電源として3台のディーゼル発電
機を有している。各々のHPFL装置、LPCS装置、
LPFL装置のポンプはこれらのディーゼル発電機にて
駆動される。また、非常用炉心冷却装置は、HPFL装
置およびLPCS装置を有する第I区分、HPFL装置
およびLPCS装置を有する第II区分、およびHPCI
装置およびLPFL装置を有する第III区分の3区分に
分けられている。そして各々の区分毎に1台のディーゼ
ル発電機が割り当てられているのが普通である。[0005] The emergency core cooling device has three diesel generators as emergency power supplies in case the normal drive power supply is lost. Each HPFL device, LPCS device,
The pump of the LPFL device is driven by these diesel generators. Further, the emergency core cooling device includes a first section having an HPFL apparatus and an LPCS apparatus, a second section having an HPFL apparatus and an LPCS apparatus, and an HPI section.
The device is divided into three sections, namely a third section having an apparatus and an LPFL apparatus. Usually, one diesel generator is assigned to each section.
【0006】[0006]
【発明が解決しようとする課題】このように形成されて
いる非常用炉心冷却装置は、高い信頼性が要求されるこ
とは勿論のこと、必要最小限の容量で最大の効果を引き
出すことが要求され、特に経済性および性能の向上が追
求されている。The emergency core cooling device thus formed is required not only to have high reliability but also to bring out the maximum effect with a necessary minimum capacity. In particular, improvements in economy and performance have been pursued.
【0007】上記従来技術では、非常用炉心冷却装置の
高圧注水系、低圧注水系、除熱系、電源系を3区分に割
り当てており、高圧注水系におけるHPFL装置および
HPCI装置はポンプの駆動源を違えることにより多重
性だけでなく多様性を確保するようにしている。しか
し、除熱系であるRHRは同様の装置を3区分に3系統
を配し、電源系であるディーゼル発電機においても同様
の装置を3区分に3系統配しており、除熱系および電源
系については系統数としての多重性は有しているもの
の、装置としての多様性は有していない。In the above prior art, the high pressure water injection system, the low pressure water injection system, the heat removal system, and the power supply system of the emergency core cooling system are assigned to three sections, and the HPFL device and HPCI device in the high pressure water injection system are driven by a pump drive source. In order to secure not only multiplicity but also diversity. However, the RHR, which is a heat removal system, has three similar systems in three sections, and the diesel generator, which is a power supply system, has three similar systems in three sections. Although the system has multiplicity as the number of systems, it does not have diversity as a device.
【0008】本発明はこれに鑑みなされたもので、その
目的とするところは、動的な除熱系であるRHRに加え
て静的な除熱系である格納容器除熱系を用い、系統区分
の構成において、多重性を確保しつつ、多様性をも具備
して装置の簡素化を図り、結果として信頼性と経済性を
両立させることが可能なこの種の非常用炉心冷却装置を
提供することにある。The present invention has been made in view of the foregoing, and an object of the present invention is to provide a system using a containment heat removal system which is a static heat removal system in addition to a dynamic heat removal system RHR. This type of emergency core cooling system is provided, which is capable of simplifying the system with diversity while ensuring multiplexing in the configuration of the sections, and consequently achieving both reliability and economy. Is to do.
【0009】さらに本発明の第2の目的は、3系統の低
圧炉心冷却系において、1系統に炉心冠水系を採用する
ことにより、低圧炉心冷却系に多重性と多様性を持つ非
常用炉心冷却装置を提供することにある。さらに本発明
の第3の目的は、一般の非常用炉心冷却装置に用いられ
ている大容量のディーゼル発電機に加えて小容量のディ
ーゼル発電機を用い、多重性・多様性を有する非常用炉
心冷却装置を提供することにある。Further, a second object of the present invention is to adopt an emergency core cooling system having a multiplicity and diversity in a low-pressure core cooling system by adopting a core flooding system in one of three low-pressure core cooling systems. It is to provide a device. Further, a third object of the present invention is to provide an emergency core having versatility and diversity using a small-capacity diesel generator in addition to a large-capacity diesel generator used in a general emergency core cooling device. It is to provide a cooling device.
【0010】[0010]
【課題を解決するための手段】すなわち本発明は非常用
炉心冷却装置を、高圧炉心冷却系,低圧炉心冷却系,残
留熱除去系,およびこれらに電力を供給する第1非常用
電源装置を備えた第1系統構成と、高圧炉心冷却系,低
圧炉心冷却系,残留熱除去系,およびこれらに電力を供
給する第2非常用電源装置を備えた第2系統構成と、タ
ービンにて駆動される高圧炉心冷却系,格納容器と生体
遮蔽壁との間に形成される空間に冷却材を注水する格納
容器除熱注水系,この格納容器除熱注水系に電力を供給
する第3非常用電源装置およびその接続装置を備えた第
3系統構成とを備えるように形成し所期の目的を達成す
るようにしたものである。That is, the present invention provides an emergency core cooling system including a high-pressure core cooling system, a low-pressure core cooling system, a residual heat removal system, and a first emergency power supply for supplying power thereto. A first system configuration, a second system configuration including a high-pressure core cooling system, a low-pressure core cooling system, a residual heat removal system, and a second emergency power supply for supplying power thereto, and are driven by a turbine. High pressure core cooling system, containment vessel heat removal / water injection system for injecting coolant into the space formed between the containment vessel and the living body shielding wall, and a third emergency power supply for supplying power to the containment vessel heat removal / water injection system And a third system configuration including the connection device, thereby achieving the intended purpose.
【0011】すなわち、非常用原子炉冷却装置の区分
I、IIにはHPCF装置とRHRをそれぞれ設置し、区
分IIIには原子炉隔離時冷却装置(以下RCIC装置と
いう)、鋼製格納容器と生体遮蔽壁との空間に形成され
る空間に冷却材を注水する格納容器除熱注水系により、
原子炉における異常発生時の残留熱を除去するようにな
し、非常用炉心冷却装置の信頼性を向上させるようにし
たものである。[0011] That is, HPCF and RHR are installed respectively in the divisions I and II of the emergency reactor cooling system, and in the division III, a reactor isolation cooling system (hereinafter referred to as RCIC system), a steel containment vessel and a living body. By the containment vessel heat removal water injection system that injects coolant into the space formed in the space with the shielding wall,
The present invention is designed to remove residual heat when an abnormality occurs in a nuclear reactor, thereby improving the reliability of an emergency core cooling device.
【0012】また、上記第2の目的を達成するために、
本発明は、非常用原子炉冷却装置の区分I、IIにはLP
FL装置を設置し、区分IIIには炉心冠水系を設置し、
このことによりLPFL装置のポンプと炉心冠水系のポ
ンプは容量を違えることにより多様性を持つ低圧注水装
置を備えたものである。In order to achieve the second object,
The present invention is based on the classification of emergency reactor cooling system
FL equipment is installed, and core flooding system is installed in Category III.
For this reason, the pump of the LPFL apparatus and the pump of the core flooding system are provided with a low-pressure water injection apparatus having a variety due to different capacities.
【0013】また、上記第3の目的を達成するために、
非常用原子炉冷却装置の区分I、IIには、区分I、IIに
存在するHPFL装置、LPFL装置、RHRを運用す
るための大容量ディーゼル発電機を設置し、区分IIIに
は、炉心冠水系、格納容器除熱注水系を運用するための
小容量ディーゼル発電機を設置することにより、多重性
・多様性を合わせ持ちながら装置容量は最小限とした非
常用炉心冷却装置を備えたものである。Further, in order to achieve the third object,
Emergency reactor cooling system categories I and II are equipped with large capacity diesel generators to operate the HPFL, LPFL and RHR existing in categories I and II. By installing a small-capacity diesel generator to operate the heat removal and injection system for the containment vessel, the system is equipped with an emergency core cooling system that minimizes the system capacity while having both versatility and diversity. .
【0014】すなわちこのように形成された非常用炉心
冷却装置であると、非常用原子炉安全装置の区分I、II
にHPFL装置、LPFL装置、RHR、ディーゼル発
電機を備え、第III区分にはRCIC装置、再循環炉心
冠水維持装置、静的格納容器除熱注水装置、静的格納容
器除熱装置、小容量ディーゼル発電機を備え、3区分に
独立して高圧の注水装置、低圧の注水装置、残留熱除去
装置、電源を備えているので、原子炉の安全性を向上さ
せることができるのである。That is, the emergency core cooling device thus formed is classified into emergency reactor safety device categories I and II.
Equipped with a HPFL device, LPFL device, RHR, and diesel generator, and in the third category, RCIC device, recirculation core flooding maintenance device, static containment heat removal water injection device, static containment heat removal device, small capacity diesel It is equipped with a generator, and is equipped with a high-pressure water injection device, a low-pressure water injection device, a residual heat removal device, and a power supply independently in three sections, so that the safety of the reactor can be improved.
【0015】また本発明では、区分IIIに静的格納容器
除熱装置を設置することにより、1系統のRHRを削除
し、ディーゼル発電機を小容量化することで、高い安全
性を保持しつつ経済性を向上することができ、また、高
圧注水系のポンプはモーター駆動およびタービン駆動、
低圧注水系のポンプは大容量および小容量、残留熱除去
では、動的装置および静的装置、電源では大容量ディー
ゼル発電機および小容量ディーゼル発電機を備えること
で、各系統において装置の多様性を向上させることがで
きるのである。Further, in the present invention, a static containment heat removal device is installed in the category III, thereby eliminating one RHR and reducing the capacity of the diesel generator, thereby maintaining high safety. The economy can be improved, and the pump of the high pressure water injection system is motor driven and turbine driven,
Pumps for low-pressure irrigation systems have large and small capacities, dynamic and static devices for residual heat removal, and large and small capacity diesel generators for power supply. Can be improved.
【0016】[0016]
【発明の実施の形態】以下図示した実施例に基づいて本
発明を詳細に説明する。図1にはその非常用炉心冷却装
置の第1の実施例が系統的に示されている。この実施例
は、2系統のHPCF11,12、1系統のRCIC2
1、2系統のLPFL31,32、1系統の炉心冠水系
41、鋼製格納容器51、格納容器外周部プール52、
および非常用ディーゼル発電機61,62,63、復水
貯蔵タンク71から構成されている。DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS The present invention will be described below in detail with reference to the illustrated embodiments. FIG. 1 systematically shows a first embodiment of the emergency core cooling system. In this embodiment, two systems of HPCFs 11 and 12 and one system of RCIC2
1 and 2 LPFLs 31 and 32, 1 system core flooding system 41, steel containment vessel 51, containment vessel outer peripheral pool 52,
And emergency diesel generators 61, 62, 63 and a condensate storage tank 71.
【0017】非常用ディーゼル発電機61,62は、高
圧注水系11あるいは12と低圧注水系31あるいは3
2の両方の運転が可能な電源容量を供給するように設計
されている。非常用ディーゼル発電機63はRCIC2
1、格納容器除熱注水系ポンプ53、および炉心冠水系
ポンプ41の3系統の運転が可能な必要最小限の電源容
量を供給するように設計されている。The emergency diesel generators 61 and 62 include a high-pressure water injection system 11 or 12 and a low-pressure water injection system 31 or 3.
Both are designed to provide a power supply capacity that allows both operations. Emergency diesel generator 63 is RCIC2
1. It is designed so as to supply the minimum necessary power supply capacity that allows the operation of the three systems of the containment vessel heat removal / water injection pump 53 and the core flood pump 41.
【0018】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
構造であり、動力源、ポンプ、ポンプ制御部材その他全
ての機器がI区分、II区分、III区分からなる3区分構
成とし各区分にそれぞれ冷却材を移送する配管13,1
5、復水貯蔵タンク71と連結している配管16,17
と高圧注水系ポンプ11,12で構成される高圧炉心注
水系統あるいは配管22と復水貯蔵タンク71と連結す
る配管23とRCICポンプ21で構成されるタービン
駆動の高圧注水系統が設置されている。The above configuration of the present embodiment is a structure having independence so that the safety function of the device can be achieved even if a single failure is assumed, and the power source, the pump, the pump control member, and all other devices are I / O. Pipes 13 and 1 for transferring coolant to each section with three sections consisting of section, section II and section III
5. Piping 16, 17 connected to the condensate storage tank 71
And a high-pressure core water injection system composed of a high-pressure water injection system pump 11 and 12, or a turbine-driven high-pressure water injection system composed of a pipe 23 connecting the pipe 22 and the condensate storage tank 71, and an RCIC pump 21.
【0019】この高圧炉心注水ポンプ11,12の駆動
源のうち、1系統はRCICポンプ21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、高圧注水炉心注
水ポンプ11あるいは12は、LOCA時の外部電源喪
失時に電源が所内電源から非常用ディーゼル発電機61
あるいは62に変わっても稼働可能な電動機駆動となっ
ている。また、2系統の高圧炉心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ず高圧注水冷却機能
が保持できるようにしている。One of the driving sources of the high-pressure core water injection pumps 11, 12 is shared with the RCIC pump 21, and is driven by a steam turbine so as to cope with a reactor shutdown state when all power is lost. On the other hand, when the external power supply is lost during LOCA, the high-pressure water injection pump 11 or 12 supplies power from the in-house power supply to the emergency diesel generator 61.
Alternatively, the motor is driven so that it can operate even if it is changed to 62. In addition, by installing two high-pressure core water injection systems, even if a single failure is assumed, the high-pressure water injection cooling function can always be maintained.
【0020】さらにまた2系統の配管35,36と低圧
注水ポンプ31,32のポンプはRHR(残留熱除去
系)ポンプと共用としている。これにより、事故時炉心
を冠水する機能を発揮するとともに低圧注水系の有する
熱交換器33,34により原子炉停止時の崩壊熱の除去
を行う。1系統の低圧注水系41はポンプを小容量化し
炉心冠水系の機能を有している。Further, the two systems of the pipes 35 and 36 and the low-pressure water injection pumps 31 and 32 are shared with an RHR (residual heat removal system) pump. As a result, the function of flooding the reactor core during an accident is exhibited, and the decay heat when the reactor is stopped is removed by the heat exchangers 33 and 34 of the low-pressure water injection system. One low-pressure water injection system 41 has a function of a core flooding system by reducing the capacity of the pump.
【0021】次に、残留熱の除去をする系統について以
下に説明する。2系統の低圧炉心注水ポンプ31,32
は残留熱除去系と機能を共有している。さらに残留熱を
除去する系統として、復水貯蔵タンク71と連結する配
管55と格納容器除熱注水ポンプ53で構成される格納
容器除熱系がある。格納容器除熱注水ポンプ53により
格納容器外周部プール52に蓄水し、格納容器の壁面か
ら熱を除去する。これにより、残留熱除去系としてその
残留熱除去機能に多様性を持たせている。Next, a system for removing residual heat will be described below. Two low pressure core injection pumps 31, 32
Shares a function with the residual heat removal system. Further, as a system for removing residual heat, there is a containment container heat removal system composed of a pipe 55 connected to the condensate storage tank 71 and a containment container heat removal water injection pump 53. Water is stored in the outer peripheral pool 52 of the containment vessel by the containment vessel heat removal pump 53 to remove heat from the wall of the containment vessel. As a result, the residual heat removing function of the residual heat removing system has a variety of functions.
【0022】図1では、2系統の高圧注水系のポンプ1
1,12および1系統の原子炉隔離時冷却系のポンプ2
1、1系統の炉心冠水系のポンプ41、2系統の低圧注
水系のポンプ31,32と兼用の熱交換器33,34を
使用した残留熱除去系、および鋼製格納容器51の外周
部プール52に注水し、残留熱を除去する格納容器除熱
系について、電源喪失時に必要となる非常用ディーゼル
発電機61,62,63の組み合わせについて示してい
る。In FIG. 1, two high pressure water injection pumps 1 are shown.
Pump 2 for cooling system at the time of reactor isolation of 1, 12 and 1 system
1. A pump 41 of a core flooding system of one system, a residual heat removal system using heat exchangers 33 and 34 which are also used as pumps 31 and 32 of a two-system low pressure water injection system, and an outer peripheral pool of a steel containment vessel 51 A combination of emergency diesel generators 61, 62, and 63 required when the power supply is lost is shown for a containment heat removal system that injects water into 52 and removes residual heat.
【0023】I、II区分では、電動駆動の高圧炉心注水
系ポンプ11,12および残留熱除去系と兼用の電動駆
動の低圧炉心注水系ポンプ31,32が配置され、これ
らの装置の運転に必要となる容量の非常用ディーゼル発
電機61,62を配置している。これに対し、III区分
では、RCICと兼用のタービン駆動の高圧注水系ポン
プ21、1系統のLPFLに比し小容量のポンプを有す
る配管42と炉心冠水系ポンプ41で構成される炉心冠
水系、外周部プール52へ蓄水するための配管55およ
び格納容器除熱注水系ポンプ53が配置され、これらの
装置の運転に必要となる容量の非常用ディーゼル発電機
63を配置している。In the I and II categories, electric-driven high-pressure core water injection pumps 11 and 12 and electric-drive low-pressure core water injection pumps 31 and 32 which are also used as a residual heat removal system are arranged, and are necessary for the operation of these devices. Emergency diesel generators 61 and 62 having the following capacity are arranged. On the other hand, in the III category, a core flooding system constituted by a turbine-driven high-pressure water injection pump 21 also serving as an RCIC, a pipe 42 having a pump having a smaller capacity than one LPFL, and a core flooding pump 41, A pipe 55 for storing water in the outer peripheral pool 52 and a containment heat removal / water injection pump 53 are provided, and an emergency diesel generator 63 having a capacity required for operation of these devices is provided.
【0024】III区分では、I、II区分に比しポンプ台
数およびポンプ容量が少なくて済むため、電気負荷が小
くなり空冷ディーゼル発電機等の小容量のディーゼル発
電機によって給電が可能である。In the section III, the number of pumps and the pump capacity are smaller than those in the sections I and II, so that the electric load is reduced, and power can be supplied by a small-capacity diesel generator such as an air-cooled diesel generator.
【0025】このように本実施例の原子炉非常用炉心冷
却装置は、高圧注水系統として3系統でそれぞれ独立し
て注水可能に形成され、低圧注水系統として3系統でそ
れぞれ独立して注水可能に形成され、残留熱除去系とし
て2系統の熱交換器33,34を配置した系統と格納容
器除熱系でそれぞれ独立して残留熱の除去可能に形成さ
れ、電源喪失時の非常用ディーゼル発電機として2系統
の大容量ディーゼル発電機61,62と1系統の小容量
ディーゼル発電機63を配置しそれぞれI、II区分は大
容量のディーゼル発電機により容量を満たし、III区分
は小容量のディーゼル発電機により容量を満たすことが
可能なように形成されている。As described above, the reactor core cooling system for a nuclear reactor according to the present embodiment is formed so as to be capable of independently injecting water in three systems as a high-pressure water injection system, and to be capable of injecting water independently in three systems as a low-pressure water injection system. The emergency diesel generator at the time of power loss is formed so that the residual heat can be removed independently in the system in which the two heat exchangers 33 and 34 are arranged as the residual heat removal system and in the containment heat removal system. Two large-capacity diesel generators 61 and 62 and one small-capacity diesel generator 63 are arranged. Classes I and II are filled with a large-capacity diesel generator, and class III is a small-capacity diesel generator. It is formed so that the capacity can be filled by the machine.
【0026】したがって、炉心冷却能力を低下すること
なく、プラントの信頼性並びに安全性を大幅に向上で
き、さらに1系統の熱交換器の削除および小容量ディー
ゼル発電機の採用によりECCSに係わるコストを大幅
に低減することができる。Therefore, the reliability and safety of the plant can be greatly improved without lowering the core cooling capacity, and the cost related to the ECCS can be reduced by eliminating one heat exchanger and adopting a small-capacity diesel generator. It can be significantly reduced.
【0027】次に本発明の第二の実施例を図2に基づい
て説明する。この実施例は、図1の実施例の構成に加え
て、格納容器除熱注水系ポンプ53をディーゼル駆動ポ
ンプとしたものである。この構成により区分IIIの電力
負荷は、炉心冠水系のみとなり、空冷式の小容量非常用
ディーゼル発電機63が供給する電力は、炉心冠水系の
みが使用することとなる。Next, a second embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. In this embodiment, in addition to the configuration of the embodiment of FIG. 1, the containment vessel heat removal / water injection system pump 53 is a diesel-driven pump. With this configuration, the power load of the category III is only the core flooding system, and the power supplied by the air-cooled small-capacity emergency diesel generator 63 is used only by the core flooding system.
【0028】したがって、炉心冷却能力を低下すること
なく、プラントの信頼性並びに安全性を大幅に向上で
き、さらに1系統の熱交換器の削除および小容量ディー
ゼル発電機の採用によりECCSに係わるコストを大幅
に低減することができる。Therefore, the reliability and safety of the plant can be greatly improved without lowering the core cooling capacity, and the cost relating to the ECCS can be reduced by eliminating one heat exchanger and employing a small capacity diesel generator. It can be significantly reduced.
【0029】本発明の第三の実施例を図面を用いて説明
する。図3には、図1の実施例の構成に加えて、格納容
器除熱系に格納容器上部冷却装置54を備えたものであ
る。格納容器上部冷却装置54は、格納容器除熱注水ポ
ンプ53から分岐して、鋼製格納容器51の最上部にリ
ング状の注水配管56を設けた構成となっており、格納
容器外周プール52に対する注水が実施される場合には
常に冷却水が通じるように設計している。A third embodiment of the present invention will be described with reference to the drawings. In FIG. 3, in addition to the configuration of the embodiment of FIG. 1, a containment container heat removal system is provided with a containment container upper cooling device 54. The containment vessel upper cooling device 54 branches off from the containment vessel heat removal water injection pump 53 and has a configuration in which a ring-shaped water injection pipe 56 is provided at the top of the steel containment vessel 51. The design is such that cooling water always flows when water injection is performed.
【0030】このように構成することにより、万一動的
な機器による除熱系が機能しない場合においても、格納
容器外周プール52および鋼製格納容器51表面からの
除熱が可能となり、格納容器の圧力温度の著しい上昇を
防止することができる。With this configuration, even in the event that the heat removal system using the dynamic equipment does not function, the heat can be removed from the outer peripheral pool 52 of the containment vessel and the surface of the steel containment vessel 51, and the containment vessel can be removed. Can be prevented from increasing remarkably.
【0031】以上説明してきたようにこのように形成さ
れた非常用炉心冷却装置であると、3区分に独立して高
圧の注水装置、低圧の注水装置、残留熱除去装置、電源
を備えているので、原子炉の安全性を向上させることが
できるのである。As described above, the emergency core cooling device thus formed is provided with a high-pressure water injection device, a low-pressure water injection device, a residual heat removal device, and a power source independently in three sections. Therefore, the safety of the reactor can be improved.
【0032】[0032]
【発明の効果】以上説明してきたように本発明によれ
ば、プラントの信頼性、安全性を大幅に向上するととも
にECCSに係わるコストを低減することが可能な非常
用炉心冷却装置を得ることができる。As described above, according to the present invention, it is possible to obtain an emergency core cooling device capable of greatly improving the reliability and safety of a plant and reducing the cost related to ECCS. it can.
【図1】本発明の非常用炉心冷却装置の第1の実施例を
示す系統図である。FIG. 1 is a system diagram showing a first embodiment of an emergency core cooling device of the present invention.
【図2】本発明の非常用炉心冷却装置の第2の実施例を
示す系統図である。FIG. 2 is a system diagram showing a second embodiment of the emergency core cooling device of the present invention.
【図3】本発明の非常用炉心冷却装置の第3の実施例を
示す系統図である。FIG. 3 is a system diagram showing a third embodiment of the emergency core cooling device of the present invention.
11,12…高圧炉心注水系ポンプ、21…原子炉隔離
時冷却系ポンプ、31,32…低圧炉心注水系ポンプ、
33,34…残留熱除去系熱交換器、41…炉心冠水系
ポンプ、51…鋼製格納容器、52…格納容器外周プー
ル、53…格納容器除熱注水系ポンプ、54…格納容器
上部冷却装置。11, 12 ... high-pressure core injection pump, 21 ... reactor isolation cooling system pump, 31, 32 ... low-pressure core injection pump,
33, 34: residual heat removal system heat exchanger, 41: core flooding pump, 51: steel containment vessel, 52: containment outer peripheral pool, 53: containment vessel heat removal / water injection pump, 54: containment vessel upper cooling device .
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 松本 雅喜 茨城県日立市幸町三丁目1番1号 株式会 社日立製作所日立工場内 ──────────────────────────────────────────────────の Continuing from the front page (72) Inventor Masayoshi Matsumoto 3-1-1, Sakaicho, Hitachi City, Ibaraki Prefecture Inside Hitachi, Ltd. Hitachi Plant
Claims (4)
熱除去系,およびこれらに電力を供給する第1非常用電
源装置を備えた第1系統構成と、高圧炉心冷却系,低圧
炉心冷却系,残留熱除去系,およびこれらに電力を供給
する第2非常用電源装置を備えた第2系統構成と、ター
ビンにて駆動される高圧炉心冷却系,格納容器と生体遮
蔽壁との間に形成される空間に冷却材を注水する格納容
器除熱注水系,この格納容器除熱注水系に電力を供給す
る第3非常用電源装置およびその接続装置を備えた第3
系統構成とを備えたことを特徴とする非常用炉心冷却装
置。1. A first system comprising a high-pressure core cooling system, a low-pressure core cooling system, a residual heat removal system, and a first emergency power supply for supplying power thereto, a high-pressure core cooling system, and a low-pressure core cooling. System, a residual heat removal system, and a second system configuration including a second emergency power supply for supplying power thereto, and a high-pressure core cooling system driven by a turbine, a containment vessel and a living body shielding wall. A containment vessel heat removal / water injection system for injecting coolant into the formed space, a third emergency power supply for supplying power to the containment vessel heat removal / water injection system, and a third equipped with a connection device therefor
An emergency core cooling device comprising a system configuration.
るとともに、この炉心冠水系に常用電源喪失時に炉心冠
水系に電力を供給する第3非常用電源装置を備えてなる
請求項1記載の非常用炉心冷却装置。2. A core flooding system is provided in the third system configuration, and a third emergency power supply unit that supplies power to the core flooding system when a normal power supply is lost to the core flooding system is provided. Emergency core cooling system.
冷ディーゼル発電機であり、第3非常用電源装置は空冷
ディーゼル発電機である請求項2記載の非常用炉心冷却
装置。3. The emergency core cooling device according to claim 2, wherein the first and second emergency power supply devices are water-cooled diesel generators, and the third emergency power supply device is an air-cooled diesel generator.
注水系のポンプを、内燃機関を用いて駆動するようにし
た請求項2記載の非常用炉心冷却装置。4. The emergency core cooling device according to claim 2, wherein the pump of the containment vessel heat removal and injection system in the third system configuration is driven by using an internal combustion engine.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP8247438A JPH1090468A (en) | 1996-09-19 | 1996-09-19 | Emergency core cooling system |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP8247438A JPH1090468A (en) | 1996-09-19 | 1996-09-19 | Emergency core cooling system |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH1090468A true JPH1090468A (en) | 1998-04-10 |
Family
ID=17163448
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP8247438A Pending JPH1090468A (en) | 1996-09-19 | 1996-09-19 | Emergency core cooling system |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPH1090468A (en) |
Cited By (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2009053049A (en) * | 2007-08-27 | 2009-03-12 | Toshiba Corp | Safety system of nuclear power plant |
JP2013127379A (en) * | 2011-12-16 | 2013-06-27 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | Nuclear reactor |
JP2016523355A (en) * | 2013-05-28 | 2016-08-08 | エスエムアール・インベンテック・エルエルシー | Passive reactor cooling system |
US10665354B2 (en) | 2012-05-21 | 2020-05-26 | Smr Inventec, Llc | Loss-of-coolant accident reactor cooling system |
US11901088B2 (en) | 2012-05-04 | 2024-02-13 | Smr Inventec, Llc | Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation |
US11935663B2 (en) | 2012-05-21 | 2024-03-19 | Smr Inventec, Llc | Control rod drive system for nuclear reactor |
-
1996
- 1996-09-19 JP JP8247438A patent/JPH1090468A/en active Pending
Cited By (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2009053049A (en) * | 2007-08-27 | 2009-03-12 | Toshiba Corp | Safety system of nuclear power plant |
JP2013127379A (en) * | 2011-12-16 | 2013-06-27 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | Nuclear reactor |
US11901088B2 (en) | 2012-05-04 | 2024-02-13 | Smr Inventec, Llc | Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation |
US10665354B2 (en) | 2012-05-21 | 2020-05-26 | Smr Inventec, Llc | Loss-of-coolant accident reactor cooling system |
US11935663B2 (en) | 2012-05-21 | 2024-03-19 | Smr Inventec, Llc | Control rod drive system for nuclear reactor |
JP2016523355A (en) * | 2013-05-28 | 2016-08-08 | エスエムアール・インベンテック・エルエルシー | Passive reactor cooling system |
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