沸水型原子能发电站制造技术

本发明专利技术的沸水原子能发电站，其目的在于以静态安全系统的简化结构为基础，利用动态安全系统来使安全外壳可靠地减压。其中具有减压阀和重力落下式堆芯注水系统作为应急用堆芯冷却系统，具有静态安全外壳冷却系统７１４和安全外壳灌水系统作为安全外壳冷却系统，为了对安全外壳进行减压，限制事故后长时间的放射性漏泄，增加了动态安全外壳喷射冷却系统作为安全系统。（*该技术在2021年保护过期，可自由使用*）

【技术实现步骤摘要】
本专利技术涉及沸水原子能发电站，尤其涉及一种改进了安全系统构成的沸水原子能发电站。 另一方面，关于在构成上采用了静态安全系统的简单沸水原子能发电站，也已在许多方面进行了研究，并已提出了结构设计方案，其代表性例子是把重力落下式堆芯注水系统与对反应堆进行减压的减压阀相组合作为应急用堆芯冷却系统；以及采用一种静态安全外壳冷却系统，作为安全外壳冷却系统，例如利用设置在安全外壳上部的冷却水池内的热交换器来对安全外壳内的蒸汽进行冷却，或者用该冷却水来对安全外壳壁面直接进行冷却。 以下参照图6～图9，详细说明沸水原子能发电站的安全系统的构成的过去的例子。 图6是表示过去的最新沸水原子能发电站的安全系统的构成。应急用堆芯冷却系统的构成分为3个分区I、II、III。分区I由反应堆芯隔离冷却系统741、低压堆芯注水系统/残留热除去系统742和应急用柴油发电机744而构成；分区2由高压堆芯注水系统743、低压堆芯注水系统/残留热除去系统742和应急用柴油发电机744来构成，分区III由高压堆芯注水系统743、低压堆芯注水系统/残留热除去系统742以及与其相连接的每个分区的应急用发电机744来构成，另外本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种沸水原子能发电站、具有减压阀和重力落下式堆芯注水系统作为应急用堆芯冷却系统，具有一种利用设置在安全外壳上部的冷却水池内的热交换器来对安全外壳内的蒸气进行冷却的静态安全外壳冷却系统、以及当发生事故时把冷却水注入到在安全外壳内形成的干井内的安全外壳灌水系统，其特征在于：还具有一种通过泵把冷却水注入到安全外壳内的安全外壳喷射冷却系统，作为安全系统。

【技术特征摘要】
JP 2000-10-17 317170/20001.一种沸水原子能发电站、具有减压阀和重力落下式堆芯注水系统作为应急用堆芯冷却系统，具有一种利用设置在安全外壳上部的冷却水池内的热交换器来对安全外壳内的蒸气进行冷却的静态安全外壳冷却系统、以及当发生事故时把冷却水注入到在安全外壳内形成的干井内的安全外壳灌水系统，其特征在于还具有一种通过泵把冷却水注入到安全外壳内的安全外壳喷射冷却系统，作为安全系统。2.如权利要求1所述的沸水原子能发电站，其特征在于安全外壳喷射冷却系统为了应付发生事故时的单一故障，采用100％×2系统构成，与此相对应，包括电源...

【专利技术属性】
技术研发人员：中丸干英，日置秀明，齐藤健彦，平岩宏司，奈良林直，大水谕，下田强，新井健司，师冈慎一，铃木征治郎，
申请(专利权)人：株式会社东芝，
类型：发明
国别省市：JP[日本]