JP2007003199A

JP2007003199A - 原子炉格納設備及びその圧力制御方法

Info

Publication number: JP2007003199A
Application number: JP2005180241A
Authority: JP
Inventors: Hisatoshi Shirahama; 寿敏白濱; Masayoshi Matsuura; 正義松浦
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 2005-06-21
Filing date: 2005-06-21
Publication date: 2007-01-11
Anticipated expiration: 2025-06-21
Also published as: JP4607681B2

Abstract

【課題】本発明は、ドライウェル（上部空間）側からウエットウェル（下部空間）側への蒸気の漏洩を防止し、コンデンサの除熱作用を継続できる原子炉格納設備を提供することにある。
【解決手段】本発明は、原子炉格納容器１内に上部空間（ドライウェル）２と下部空間３とを有し、非常炉心注水系を起動させる注水系起動手段と、前記上部空間２と前記下部空間３との差圧を検出する圧力検出手段（１８）とを備え、前記注水系起動手段からの起動信号と前記圧力検出手段からの前記上部空間の圧力が前記下部空間の圧力よりも高くなったことを示す信号とを条件に前記真空破壊弁を強制的に閉弁する閉弁機構（２９，３０，３１）を設けたのである。
【選択図】図３

Description

本発明は原子力発電プラントにおける原子炉格納設備及びその圧力制御方法に係り、特に、原子炉圧力容器が収容された上部空間とサプレッションプールを形成した下部空間に真空破壊弁を備えた原子炉格納設備及びその圧力制御方法に関する。

従来の原子力発電プラントにおける原子炉格納設備は、冷却材喪失事故時に生じる原子炉圧力容器が収容された上部空間（ドライウェル）の圧力上昇や水頭圧を利用して原子炉格納容器の冷却及び炉心へ冷却水を注水する静的非常炉心注水系が備えてある。そして、単純沸騰水型発電設備の静的非常炉心注水系として、静的格納容器冷却系と重力落下式炉心冷却系がある。

単純沸騰水型発電設備の静的格納容器冷却系は、図５に示すように構成されている。炉心５を収納する原子炉圧力容器６に接続される図示しない配管が破壊された場合、蒸気が上部空間である上部空間（ドライウェル）２内に放出される。放出された蒸気は、蒸気入口配管１１を通じてドライウェル２の上部に形成された頂上空間４内のコンデンサ１０に移送されて冷却され、凝縮された水は戻り配管１２を通じてドライウェル２内の重力落下式炉心冷却系のプール７（又は原子炉圧力容器６）に戻している。前記コンデンサ１０には、発生した非凝縮性の気体を下部空間３内のサプレッションプールへ導くベントライン１３を設けている。

このような構成において、静的格納容器冷却系の駆動水頭圧は、ドライウェル２と下部空間３内を連通するベント管１４の下端と前記サプレッションプールの水面間の水位差Δｈ１となる。

一方、単純沸騰水型発電設備の重力落下式炉心冷却系は、冷却材喪失事故等で原子炉圧力容器６から放出された蒸気を、連通管９を通して重力落下式炉心冷却系のプール７内の空間部に導き、ドライウェル２とプール７内の空間圧力を均圧化させることにより、原子炉圧力容器６とプール７の水位差Δｈ２を利用してプール７が保有する冷却水を、注入配管８を介して原子炉圧力容器６内に注水する構成としている。

上記従来の技術においては、静的非常炉心注水系の作動時や苛酷事故対策設備として設置された格納容器スプレイ（図示せず）の作動により、ドライウェル２内に放出された蒸気が冷却されて凝縮し、それによって下部空間３内のサプレッションプールの水面上の空間（ウエットウェル３Ａ）に対してドライウェル４内が過度に負圧となって原子炉格納容器１が損傷しないように、ドライウェル２とウエットウェル３Ａ間に真空破壊弁１５を設けている。

前記真空破壊弁１５は、図６に示すように、弁体２０とその弁座となるフランジプレート２１とを備え、ドライウェル２がウエットウェル３Ａに対して負圧になったとき、弁対２０が圧力差によって開き、ドライウェル２とウエットウェル３Ａの均圧化を図っている。

このような真空破壊弁１５には、弁の確実なる作動を定例試験時に確認するために、支軸２２に軸支されたアーム２３の一端が弁体２０に連結され、他端がシリンダ２４内を移動するピストン２５に連結されている。そしてシリンダ２４のピストン２５を境とした一方側（図中右側）には、テスト用配管２６を介してテスト用隔離電磁弁２７，テスト用三方電磁弁２８，作動ガス源が接続されている。そして、作動ガス源から例えば圧縮された窒素ガスをテスト用配管２６を介してシリンダ２４内に供給することで、ピストン２５及びアーム２３を介して、弁体２０をフランジプレート２１から引き離して真空破壊弁１５を強制的に開放できるのである。またシリンダ２４のピストン２５を境とした他方側（図中左側）には、配管２９を介して隔離電磁弁３０，三方電磁弁３１，作動ガス源が接続されている。そして、そして、作動ガス源から例えば圧縮された窒素ガスを配管２９を介してシリンダ２４内に供給することで、ピストン２５及びアーム２３を介して、弁体２０をフランジプレート２１に押付けて真空破壊弁１５を強制的に閉じ、苛酷事故時に原子炉圧力容器６及びドライウェル２に冷却水を注水する際に、ドライウェル２内の機密性を高め、設備内保有水の有効利用を図っている。

上記真空破壊弁と同等の技術は、例えば特許文献１に記載されている。

特開２００１−１８３４８７号公報

上記従来における原子炉格納設備は、原子炉液層部から大量の破断流量があると、放出された蒸気の凝縮によりドライウェル２内の圧力が急激に低下し、ウエットウェル３Ａに対して負圧となるので真空破壊弁１５が開放する。また、原子炉格納容器１の格納容器スプレイ（図示せず）等を作動させた場合にも、同様にドライウェル２内の圧力が急激に低下するので真空破壊弁１５が開放する。

真空破壊弁１５が開放された後も引き続き原子炉圧力容器６から蒸気の放出があると、ドライウェル２と下部空間のウエットウェル３Ａには、ベント管１４の水位差Δｈ１に相当する圧力差が生じる。この状態で、ドライウェル２からウエットウェル３Ａに、真空破壊弁１５を通じた内包気体の漏洩が生じた場合には、ドライウェル２側の蒸気がウエットウェル３Ａ側に流出するので、ウエットウェル３Ａの圧力が上がり水位差Δｈ１が小さくなる。静的格納容器冷却系は原子炉格納容器１の熱除去に際して、コンデンサ１０内に取り込んだ蒸気に含まれる非凝縮性ガスを、前記水位差Δｈ１を利用して下部空間３内のサプレッションプールへ導くように構成されているため、水位差Δｈ１が小さくなると、非凝縮性ガスの排出が行えず、コンデンサ１０内に非凝縮性ガスが蓄積されるので、コンデンサ１０の除熱作用を停止させる問題が生じる。

本発明の目的は、ドライウェル（上部空間）側からウエットウェル（下部空間）側への蒸気の漏洩を防止し、コンデンサの除熱作用を継続できる原子炉格納設備を提供することにある。

本発明は上記目的を達成するために、原子炉圧力容器が収容された上部空間と、サプレッションプールを形成した下部空間と、前記上部空間の圧力が前記下部空間の圧力よりも低くなったときに開放する真空破壊弁と、非常時に前記上部空間内に放出された蒸気を回収して除熱し凝縮された水を前記上部空間内に戻し非凝縮性ガスを前記下部空間へ導くコンデンサと、非常時に前記上部空間内に冷却水の注入を行う非常炉心注水系とを備えた原子炉格納設備において、前記非常炉心注水系を起動させる注水系起動手段と、前記上部空間と前記下部空間との差圧を検出する圧力検出手段とを備え、前記注水系起動手段からの起動信号と前記圧力検出手段からの前記上部空間の圧力が前記下部空間の圧力よりも高くなったことを示す信号とを条件に前記真空破壊弁を強制的に閉弁する閉弁機構を設けたのである。

上記のように注水系起動手段からの起動信号と上部空間の圧力が下部空間の圧力よりも高くなったことを示す信号とを条件に真空破壊弁を強制的に閉弁することで、注水起動手段の作動時における上部空間から下部空間への上記の流出を防止することができ、これによって上部空間から下部空間の間に発生した圧力差を利用しコンデンサ内の非凝縮性ガスを下部空間へ導くことができ、コンデンサの除熱作用を促進することができるのである。

以上説明したように本発明によれば、ドライウェル（上部空間）側からウエットウェル（下部空間）側への蒸気の漏洩を防止し、コンデンサの除熱作用を継続できる原子炉格納設備を得ることができる。

以下本発明による原子炉格納設備を図１に基づいて説明する。尚、図５と同一符号は、同一部品を示すので、再度の詳細な説明は省略する。

原子炉格納容器１は、上部空間（ドライウェル）２と、その下側の下部空間３と、上部空間２の上方に形成された頂部空間４とを有している。

ドライウェル２内には、炉心５を収容した原子炉圧力容器６と、この格納容器６よりも上方に配置された重力落下式炉心冷却系のプール７が設置されており、プール７からは注入配管８を介して原子炉圧力容器６内に注水されるように構成されている。また、プール７と原子炉圧力容器６とは、原子炉圧力容器６内と同圧となるように、連通管９で連通している。

頂部空間４内には、コンデンサ１０が設置されており、コンデンサ１０には、ドライウェル２に開口する蒸気入口配管１１が接続されており、また、凝縮水を前記プール７に戻す戻り配管１２が接続されている。さらに、コンデンサ１０からは、下部空間３に延在するベントライン１３が接続されている。

前記ドライウェル２の下部からは、先端が前記下部空間３内のサプレッションプールに至る連通するベント管１４が接続されている。そして、前記ドライウェル２と前記下部空間３のサプレッションプールの水面上の空間であるウエットウェル３Ａとは、真空破壊弁１５を介して連通している。

このほか、前記ドライウェル２内の圧力を検出する圧力計１６と、ウエットウェル３Ａ内の圧力を検出する圧力計１７と、これら圧力計１６，１７の圧力を比較する差圧計１８とが設けられており、前記真空破壊弁１５は、前記差圧計１８の計測値が所定値を超えた場合で、強制的に閉弁するように構成されている。さらに、前記真空破壊弁１５は、前記差圧計１８の計測値に基づいて閉弁するほか、冷却材喪失事故時に原子炉格納容器の冷却及び炉心へ冷却水を注水する静的非常炉心注水系の作動を条件に閉弁するように構成されている。尚、前記静的非常炉心注水系の構成及び動作は、既述の静的格納容器冷却系と重力落下式炉心冷却系及びの通りであり、原子炉格納設備の動作も基本的に既述の通りである。

また、真空破壊弁１５は、図２に示すように、基本構成は、図６に示す従来の真空破壊弁１５と同じ構成であり、したがって、図６と同一符号は、同一部品を示すので、再度の詳細な説明は省略する。しかしながら、真空破壊弁１５を強制的に開閉するためにテスト用隔離電磁弁２７，テスト用三方電磁弁２８及び隔離電磁弁３０，三方電磁弁３１を駆動する信号が従来と大きく異なる。

即ち、ドライウェル２内の圧力からウエットウェル３Ａ内の圧力を差し引いた圧力が正圧、云い代えればドライウェル２内の圧力がウエットウェル３Ａ内の圧力より高い場合に真空破壊弁１５を強制的に閉弁させる強制閉信号を隔離電磁弁３０，三方電磁弁３１に送信して駆動する。この時の閉弁操作は、差圧計１８での計測値が、ドライウェル２内の圧力からウエットウェル３Ａ内の圧力を差し引いた圧力が正圧の場合、即ち、ウェル間差圧が正の場合、図３に示すように、静的非常炉心注水系である静的格納容器冷却系の動作信号（ＥＣＣＳ起動信号）の発生と共に、ウェル間差圧が正の信号の発生により、真空破壊弁１５の強制閉信号が発せられ、この強制閉信号により隔離電磁弁３０，三方電磁弁３１を開いて圧縮機体である窒素ガスをシリンダ２４内に供給し、弁体２０をフランジプレート２１に密着させることで真空破壊弁１５は強制的に閉弁される。したがって、真空破壊弁１５が開放された後も引き続き原子炉圧力容器６から蒸気の放出があって、ドライウェル２と下部空３間のウエットウェル３Ａに、ベント管１４の水位差Δｈ１に相当する圧力差が生じても真空破壊弁１５を通じた内包気体の漏洩が生じることはなく、その結果、必要な水位差Δｈ１を維持できるので、コンデンサ１０内に取り込んだ蒸気に含まれる非凝縮性ガスを、この水位差Δｈ１を利用して下部空間３内のサプレッションプールへ導くことができ、コンデンサ１０の除熱作用を維持することができるのである。

また、ウェル間差圧が負、云い代えればドライウェル２の圧力がウエットウェル３Ａよりも低圧となった場合には、ウェル間差圧が正の信号の発生がなく、その結果、真空破壊弁１５の強制閉が解除されることから、ウェル間差圧により真空破壊弁１５は開弁する。尚、図示しない手動スイッチによるテスト信号により、テスト用隔離電磁弁２７，テスト用三方電磁弁２８を開いて真空破壊弁１５を強制開している最中に、真空破壊弁１５を強制閉する信号（ＥＣＣＳ起動信号とウェル間差圧が正の信号）が発生した場合には、テスト時の強制開信号を強制的にワイプアウトして、ＥＣＣＳ起動信号とウェル間差圧が正の信号を優先する。

ところで、前記真空破壊弁１５を強制的に閉弁させる代わりに、真空破壊弁１５が開閉する通路に、別の電磁弁を設け、この電磁弁を緊急時に閉弁するようにしてもよい。

図４は、静的格納容器冷却系の性能維持が要求される時間が、事故発生直後ではなく、事故発生後から所定時間経過後内に要求される場合の実施の形態を示すもので、図３に示す強制閉信号の条件としてのＥＣＣＳ起動信号とウェル間差圧が正の信号に、運転員による強制閉スイッチ操作による強制閉信号を加えたことを条件に真空破壊弁１５の強制閉信号を発生させるようにしたものである。

本発明による原子炉格納設備の一実施の形態を示すブロック図。図１に用いられる真空破壊弁の構成を示すブロック図。図２の真空破壊弁の開閉動作を指示する信号系を示すブロック図。図３の信号系の変形例を示すブロック図。従来による原子炉格納設備を示すブロック図。図５に用いられる真空破壊弁の構成を示すブロック図。

符号の説明

１…原子炉格納容器、２…上部空間（ドライウェル）、３…下部空間、３Ａ…ウエットウェル、４…頂部空間、５…炉心、６…原子炉圧力容器、７…プール、８…注入配管、９…連通管、１０…コンデンサ、１１…蒸気入口配管、１２…戻り配管、１３…ベントライン、１４…ベント管、１５…真空破壊弁、１６，１７…圧力計、１８…差圧計、２０…弁体、２１…フランジプレート、２３…アーム、２４…シリンダ、２５…ピストン、２７…テスト用隔離電磁弁、２８…テスト用三方電磁弁、３０…隔離電磁弁、３１…三方電磁弁。

Claims

原子炉圧力容器が収容された上部空間と、サプレッションプールを形成した下部空間と、前記上部空間の圧力が前記下部空間の圧力よりも低くなったときに開放する真空破壊弁と、非常時に前記上部空間内に放出された蒸気を回収し非凝縮性ガスを前記下部空間へ導くコンデンサと、非常時に前記原子炉圧力容器内に冷却水の注入を行う非常炉心注水系とを備えた原子炉格納設備において、前記非常炉心注水系を起動させる注水系起動手段と、前記上部空間と前記下部空間との差圧を検出する圧力検出手段とを備え、前記注水系起動手段からの起動信号と前記圧力検出手段からの前記上部空間の圧力が前記下部空間の圧力よりも高くなったことを示す信号とを条件に前記真空破壊弁を強制的に閉弁する閉弁機構を設けたことを特徴とする原子炉格納設備。
前記真空破壊弁を強制的に閉弁する閉弁機構は、前記注水系起動手段からの起動信号と前記圧力検出手段からの前記上部空間の圧力が前記下部空間の圧力よりも高くなったことを示す信号及び手動操作による強制閉信号とを条件に閉弁動作を行うように構成されていることを特徴とする請求項１記載の原子炉格納設備。
原子炉圧力容器が収容された上部空間と、サプレッションプールを形成した下部空間と、前記上部空間の圧力が前記下部空間の圧力よりも低くなったときに開放する真空破壊弁と、非常時に前記原子炉圧力容器内に冷却水の注入を行う非常炉心注水系とを備えた原子炉格納設備の圧力制御方法において、前記非常炉心注水系の起動時と前記上部空間の圧力が前記下部空間の圧力よりも高くなった時とが重なった時に前記真空破壊弁を強制的に閉じるようにした原子炉格納設備の圧力制御方法。