紧急堆芯冷却系统技术方案

本发明专利技术提供一种紧急堆芯冷却系统，其是针对ＡＢＷＲ的紧急堆芯冷却系统中提出的需要有一个最佳设计的要求，提供一种最适合第二代ＢＷＲ成套设备的能将成本影响和配置影响进一步降低的最合适的紧急堆芯冷却系统。它是用２个分区构成活动的紧急堆芯冷却系统的安全分区，上述各个安全分区分别设有１个高压堆芯冷却系统、１个与余热去除系统共同使用的低压堆芯冷却系统。

【技术实现步骤摘要】

本专利技术涉及沸水型原子能发电设备(BWR)的紧急堆芯冷却系统。
技术介绍
至今已知的沸水型轻水原子反应堆(BWR)中的最新结构是新型改良型BWR(ABWR先进型沸水堆)。该ABWR的紧急堆芯冷却系统是作成3个分区而构成的，与这以前的只有2个分区的紧急堆芯冷却系统相比使安全性大幅度地加强，在这一点上是成功的。 下面，参照着图6和图7对该ABWR的紧急堆芯冷却系统的概要进行说明。 图6是表示以前的ABWR中所采用的由3个分区构成的紧急堆芯冷却系统的前置管路(フロントライン)的说明图。在图6中，紧急堆芯冷却系统是在各个安全分区中设有低压堆芯冷却系统(LPFL)1、余热去除系统(RHR)2、原子反应堆辅助冷却系统(RCW)3(图6中省略表示)、原子反应堆辅助海水冷却系统(RSW)4(该图中省略表示)和紧急用柴油发电机(DG)5。 而且，在第3安全分区设置着原子反应堆隔离时冷却系统(RCIC)7，在第1、第2安全分区还分别设置着高压堆芯浸水系统(HPCF)8。为了方便，这里将紧急堆芯冷却系统中图6所示范围内的系统机器称为前置管路。而这里所谓的安全分区是指安全设计上的空间区域，它是从安全上考虑的、在原子能发电站内万一发生火灾或溢水时，利用物理的分离壁加以分割的、设计成使发生的事故不影响到其他分割区域内的空间区域。 下面，参照着图7来说明如何冷却原子反应堆和原子反应堆一次密封外壳内的热。图7是表示以前的ABWR紧急堆芯冷却系统的支承管路的说明图。 在图7中，将原子反应堆辅助冷却系统(RCW)3和原子反应堆辅助海水冷却系统(RSW)4设置成3组系统。在各组系统的相同机器上标着相同的符号。12表示RHR热交换器、14表示RCW泵、15表示RSW泵。而21表示紧急用HVAC和紧急用辅机、22表示IA、CRD泵等、23表示密封外壳内机器(RIP·DWC)、24表示常用辅机、25表示RCW回路(循环管路)。 在该系统中，由于LPFL1和RHR2共用泵，使原子反应堆内的堆水或原子反应堆一次密封外壳内的压力抑制池水进行循环而通到RHR热交换器(RHR Hx)12，因而具有能使原子反应堆和原子反应堆一次密封外壳冷却的功能。导入到RHR Hx12的原子反应堆和原子反应堆一次密封外壳内的热由RCW3加以冷却、又用RSW4将导入到RCW热交换器(RCW Hx)13中的热导入到海水里。 由于在ABWR中是如上所述地、将冷却原子反应堆和原子反应堆一次密封外壳的紧急堆芯冷却系统设置成3个分区，因而与它以前的堆型相比较，具有能使在原子反应堆冷却上失败的事故的发生概率大幅度降低的优点。为了方便，在下面的说明中，将RCW3和RSW4称为紧急堆芯冷却系统的支承管路。 但是，由于这样构成的ABWR的原子反应堆冷却系统中，成本分配比例最高的RCW3管路需要3个回路，因而与这以前的原子反应堆冷却系统相比就不能指望成本降低。 为了解决该问题，曾经提出过一个方案(参照专利文献1)，它是将原子反应堆冷却系统作成2个回路结构，如图8所示，前置管路是制成4个分区结构的4个不完全分区结构的紧急堆芯冷却系统。 由此，与ABWR的3个完全分区结构的紧急堆芯冷却系统相比较，就能指望使经济性、运转率和安全性等进一步提高。 专利文献1日本专利特开2000-275380号然而，在上述4个不完全分区的紧急堆芯冷却系统中，由于前置管路是4个分区结构，因而有前置管路的系统个数变得冗长的问题。而且还必需配备4个紧急用电源，会使成本和配置受到影响。 特别是第二代的BWR成套设备的方针是为了使安全性进一步提高，与活动的紧急堆芯冷却系统完全独立地设置静止的密封外壳冷却系统(PCCS)，以使得即使在紧急堆芯冷却系统完全丧失功能的情况下，也能维持原子反应堆一次密封外壳的冷却和健全性(稳固性)。这样，第二代BWR成套设备的多重防护功能就能达到极高的水平。 而且，最近还专利技术了兼有双重存储功能和空气冷却功能的划时代的原子反应堆密封外壳，使第二代BWR成套设备的安全性变得极高。即、在上述PCCS的水源枯竭之后，还能由外界大气使原子反应堆密封外壳自然冷却。这种第二代的原子反应堆密封外壳具有紧凑的结构，能将活动的机器或热交换器存储在原子反应堆一次密封外壳下部的机器室内。但是，以前活动的ECCS系统结构中的机器数量较多，当设置在这样结构紧凑的密封外壳内部时，在配置方面有很大的问题。 鉴于上述的状况，在上述ABWR和4个不完全分区的紧急堆芯冷却系统中需要进一步作出最佳设计，本专利技术的一个主要目的是提供一种最适用于第二代BWR成套设备的、能使对成本的影响和对配置的影响进一步降低的最佳的紧急堆芯冷却系统。
技术实现思路
为了解决上述现有技术存在的问题而作出的本申请第1个专利技术所提供的紧急堆芯冷却系统，活动的紧急堆芯冷却系统的安全分区由2个分区构成，上述各安全分区分别设有1个高压堆芯冷却系统、和1个与余热去除系统共同使用的低压堆芯冷却系统。 本申请第2个专利技术所提供的紧急堆芯冷却系统中，在每个安全分区中设置有紧急用柴油发电机，作为对上述安全分区供电的紧急用电源。 本申请第3个专利技术所提供的紧急堆芯冷却系统中，在第1安全分区设置有紧急用柴油发电机、在第2安全分区设置有紧急用燃气涡轮发电机，作为对上述安全分区供电的紧急用电源。 本申请第4个专利技术所提供的紧急堆芯冷却系统中，在每个安全分区设置有紧急用燃气涡轮发电机，作为对上述安全分区供电的紧急用电源。 本申请第5个专利技术所提供的紧急堆芯冷却系统中，在第3安全分区中设有静止的冷却系统。 本申请第6个专利技术所提供的紧急堆芯冷却系统中，被设置在第3安全分区中的静止的冷却系统是静止的密封外壳冷却系统和隔离电容器。 如果采用本专利技术，则能最简单而且高可靠性地提供一种最适于第二代的BWR成套设备的兼有静止的安全系统和活动的ECCS的混合安全系统。即、能将活动的ECCS的泵的台数和RHR热交换器的个数大幅度地削减、能使配置设计受到的影响最小化。虽然在第二代的BWR成套设备上正在提出结构紧凑的二重密封外壳结构等方案，但利用本专利技术，就能得到将活动的ECCS设置在密封外壳内的效果。 附图说明 图1是表示本专利技术紧急堆芯冷却系统的第1实施方式的前置管路的说明图。 图2是表示本专利技术紧急堆芯冷却系统的第1实施方式的安全性能的说明图。 图3是表示本专利技术紧急堆芯冷却系统的第2实施方式的前置管路的说明图。 图4是表示本专利技术紧急堆芯冷却系统的第3实施方式的前置管路的说明图。 图5是表示本专利技术紧急堆芯冷却系统的第3实施方式的支承管路的说明图。 图6是表示在以前的ABWR中所采用的紧急堆芯冷却系统的前置管路的说明图。 图7是表示在以前的ABWR的紧急堆芯冷却系统的支承管路的说明图。 图8是表示以前的4个不完全分区的紧急堆芯冷却系统的前置管路的说明图。 具体实施方式 下面，参照着图1～图5来说明本专利技术的实施方式。在图1～图5中，与以前例子所使用的图6和图7相同的部分都标上相同的符号，将重复部分的说明省略、只说明主要的部分。 首先，参照图1和图2，对本专利技术的紧急堆芯冷却系统的第1实施方式进行说明。 本实施方式是由2个分区来构成活动的紧急堆芯冷却系本文档来自技高网...

【技术保护点】
紧急堆芯冷却系统，其特征在于，活动的紧急堆芯冷却系统的安全分区由２个分区构成，上述各安全分区分别设有１个高压堆芯冷却系统、和１个与余热去除系统共同使用的低压堆芯冷却系统。

【技术特征摘要】
JP 2004-1-14 007349/20041.紧急堆芯冷却系统，其特征在于，活动的紧急堆芯冷却系统的安全分区由2个分区构成，上述各安全分区分别设有1个高压堆芯冷却系统、和1个与余热去除系统共同使用的低压堆芯冷却系统。2.如权利要求1所述的紧急堆芯冷却系统，其特征在于，在每个安全分区中设置有紧急用柴油发电机，作为对上述安全分区供电的紧急用电源。3.如权利要求1所述的紧急堆芯冷却系统，其特征在于，在第1安全分...

【专利技术属性】
技术研发人员：佐藤崇，及川弘秀，
申请(专利权)人：株式会社东芝，
类型：发明
国别省市：JP[日本]