JP2009175109A - 非常炉心冷却水の原子炉容器直接注入装置及び直接注入方法 - Google Patents

Abstract

【課題】 コールドレッグの破断時、直接注入ノズルを通じて注入される安全注入水（非常炉心冷却水）の降水部内における迂回排出現状と沸騰現状を最小化するために、注入装置から吐出される安全注入水がジェット流を形成するようにして炉心への浸透効果を向上した非常炉心冷却水の原子炉容器直接注入装置及び直接注入方法を提供する。
【解決手段】 原子炉の非常炉心冷却系において安全注入水を原子炉容器の内部へ直接注入するために、原子炉容器の直接注入ノズルに設置される直接注入装置において、上記直接注入装置は直接注入ノズルに連結され原子炉容器の内部へ水平に延長される水平部、上記水平部の末端から炉心入口プレナムに向けて垂直に延長される垂直部及び上記垂直部の末端に備えられ、垂直部から次第に直径が減少するように形成され、垂直部から供給される安全注入水がジェット流を形成して噴出されるジェットノズルで構成される。
【選択図】 図２

Description

本発明は加圧軽水炉原子炉において非常炉心冷却水を原子炉容器へ直接注入する装置及び方法に関するもので、特に原子炉容器の内部へ注入される安全注入水が円筒型ジェットを形成して相当な速度で炉心入口プレナムに噴出させることによって、ジェット流量のモメンタム（ｍｏｍｅｎｔｕｍ）そして破断コールドレッグへ流出される蒸気との接触による降水部における安全冷却水の損失を最小化する非常炉心冷却水の原子炉容器直接注入装置及び直接注入方法に関するものである。

一般的な加圧軽水炉系は、原子炉、蒸気発生器、原子炉冷却材ポンプ、そして、加圧器などからなり、上記各構成を連結する配管であるコールドレッグ（低温管：ｃｏｌｄ ｌｅｇ）とホットレッグ（高温管：ｈｏｔ ｌｅｇ）により一つの冷却材循環回路（１次系）を構成する。

図１は、従来の原子炉内の非常炉心冷却水の直接注入方式を有する加圧軽水炉原子炉の断面図を示している。図１を参照すると、図示されていない原子炉冷却材のポンプから吐出され原子炉容器１の入口ノズル５に設置されたコールドレッグ６を通じて原子炉容器１の内部へ流入される冷却材である軽水は、原子炉容器内の核燃料束である炉心２の核反応により発生される熱エネルギーにより高温に加熱された後、原子炉出口ノズル３に連結されたホットレッグ４を通じて排出され、図示されていない蒸気発生器を循環しながら２次側の水（蒸気タービン駆動用）を加熱して蒸気に変換してから冷却され、低温になった冷却材は原子炉冷却材のポンプによりポンピングされコールドレッグ６を通して原子炉容器１へ再度投入され、炉心から発生された熱を回収し加熱される過程を経る。

一方、原子力発電所を設計する際には、実際には発生する可能性の低い仮想事故まで想定するので、事前にその仮想事故の経緯と影響などを分析し、その結果によって原子炉冷却材系が非常状態になる事故の発生時、炉心に与える影響を最小化できる系、即ち、安全系を追加することによって発電所の安全性を確保及び維持している。

上記のように原子力発電所の設計時に想定される仮想事故中、原子炉冷却材系の境界が損傷され冷却材が系の外部へ流出される事故を、特に、冷却材喪失事故といい、原子炉で冷却材喪失事故が発生すると、原子炉冷却材系の圧力が冷却材の沸騰店以下に低下し燃料棒表面で核沸騰が発生した後、膜沸騰に進行するため、核燃料と冷却材間の熱伝達率が激減して炉心表面の温度が急上昇する。

よって、原子炉には上記のように炉心表面の温度を急上昇させる冷却材喪失事故の対策として、原子炉内の冷却材が喪失される場合、安全注入水を外部から高圧で原子炉容器内部へ注入できる安全装置が設置されるが、これを通常、安全注入系の非常炉心冷却系（Ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ Ｃｏｒｅ Ｃｏｏｌｉｎｇ Ｓｙｓｔｅｍ）という。

上記非常炉心冷却系は一般的に炉心に注入される安全注入水を加圧状態に貯蔵する受動安全注入タンクと核燃料取替用水タンクに貯蔵された安全注入水を減圧状態の原子炉冷却材系へ注入するための安全注入ポンプ、そして上記タンクとポンプから原子炉冷却材系までの安全注入水の流路を形成する安全注入管などで構成される。このような非常炉心冷却系において、原子炉容器内部に連結され直接安全注入水を吐出する安全注入管は通常コールドレッグと同数で設置される。典型的な加圧軽水炉型原子炉におけるコールドレッグは４個程度設置される。

一方、非常炉心冷却系の安全注入水を原子炉内へ誘導するための安全注入水路において、上記安全注入管７の末端から原子炉容器の内部へ安全注入水を吐出する部分を安全注入ノズルというが、最近は原子炉容器に直接付着した直接容器注入ノズル（Ｄｉｒｅｃｔ Ｖｅｓｓｅｌ Ｉｎｊｅｃｔｉｏｎ Ｎｏｚｚｌｅ）８が開発されている。

このような直接容器注入方式では、コールドレッグ破断のような事故時に安全注入水が流出される可能性がある。即ち、直接容器注入ノズル８が１系冷却材の流入口である原子炉入口ノズル（Ｒｅａｃｔｏｒ Ｉｎｌｅｔ Ｎｏｚｚｌｅ）５の上方に設置されると、冷却材流入管であるコールドレッグ６が破断される場合、直接容器注入ノズル８を通じて注入される安全注入水が原子炉容器１の内壁と炉心支持バレル（Ｃｏｒｅ Ｓｕｐｐｏｒｔ Ｂａｒｒｅｌ）９間の降水部（Ｄｏｗｎｃｏｍｅｒ）１０を沿って移動し、炉心入口プレナム（Ｉｎｌｅｔ Ｐｌｅｎｕｍ）１１に入れず破断されたコールドレッグ６に逆流する冷却材と共に原子炉入口ノズル５を通じて相当量が流出されるので、よって、直接容器注入ノズル８による安全注入の結果である非常炉心冷却効果は相対的に低下する。

上記の問題を補完するために提示された方案として、特許文献１及び特許文献２は原子炉容器直接注入ノズルに連結された安全注入環状通路を炉心下部まで下げて安全注入水を炉心下部へ吐出させる構成を提示した。

尚、特許文献３及び特許文献４には、原子炉容器直接注入ノズルに連結された安全注入ダクトを炉心上部付近の降水部の位置まで下げて安全注入水を吐出させる構成を提示している。

一方、特許文献５は、安全注入管に垂直管を追加させて安全注入管へ注入された冷却水を垂直管により垂直方向に炉心へ浸透される構成を提示している。
米国特許第５３７７２４２号公報 米国特許第５１３５７０８号公報 大韓民国特許第０３１９０６８号公報 大韓民国特許第０５２５７０７号公報 大韓民国特許第０５７２０４６号公報

しかし、安全注入環状通路を炉心下部まで下げた特許文献１及び特許文献２は炉心支持バレルの重量を大幅に増加させ、原子炉容器を支持する原子炉容器支持構造物が重荷重に耐えられるように設計される必要がある。

更に、安全注入ダクトを炉心上部付近の降水部位置まで下げた特許文献３及び特許文献４は降水部内の支持問題と維持補修が容易ではない。

特許文献５は、注入配管を９０度の角度で屈曲させて安全注入水が下側へ垂直注入できるようにしたが、注入配管の特性上、吐出される注入水がジェットを形成できず散乱する現状が発生されるため効率的に注入できないという問題がある。

本発明は上記の問題点を考慮したもので、本発明の目的は非常炉心冷却水の原子炉容器直接注入方式の加圧軽水炉の原子炉においてコールドレッグ破断時に直接注入ノズルを通じて注入される安全注入水（非常炉心冷却水）が降水部内で迂回排出現状と沸騰現状が最小化できるように注入装置から吐出される安全注入水がジェット流を形成するようにして炉心への浸透効果を向上させた、非常炉心冷却水の原子炉容器直接注入装置及び直接注入方法を提供することにある。

上記の目的を達成し、従来の欠点を除去するために課題を解決する本発明の非常炉心冷却水の原子炉容器直接注入装置は原子炉の非常炉心冷却系において安全注入水を原子炉容器の内部へ直接注入するために原子炉容器の直接注入ノズルに設置される直接注入装置において、上記直接注入装置は直接注入ノズルに連結され原子炉容器の内部へ水平に延長される水平部、上記水平部の末端から炉心入口プレナムに向けて垂直に延長される垂直部及び上記垂直部の末端に備えられ、垂直部から次第に直径が減少するように形成され垂直部から供給される安全注入水がジェット流を形成し噴出されるジェットノズルで構成されることを特徴とする。

尚、上記水平部と垂直部が連結され９０度の角度で屈曲する領域の内側には、流動する安全注入水の流動分布を均一にするための多数の流動翼が設置されることを特徴とする。

この際、上記夫々の流動翼は、上記水平部から垂直部へ延長される円弧状の断面構造であることを特徴とする。
一方、上記流動翼間の間隔は屈曲する領域の内側から外側へ行くほど次第に広がることを特徴とする。

一方、上記垂直部は、水平部と連結され水平部から供給される安全注入水が充填される空間を提供するために原子炉容器の内部に配置される充填室及び上記充填室の内部へ一定長さ突出され、上記水平部より上側に上部末端が位置するように突出され、下部末端は上記ジェットノズルと連結されるように設置される延長管で構成することもできる。

尚、本発明の非常炉心冷却水の原子炉容器直接注入方法によると、原子炉の非常炉心冷却系において直接注入ノズルを通じて安全注入水を原子炉容器の内部へ直接注入するにあたり、上記直接注入ノズルから供給される安全注入水を原子炉容器の内部から炉心入口プレナムに向けて垂直に吐出するが、安全注入水が吐出される管の末端部直径を減少させて吐出される安全注入水がジェット流を形成することを特徴とする。

上記の特徴を有する本発明によると、原子炉容器の内部へ注入される安全注入水がジェットノズルにより相対的に高速の円筒型ジェット流を形成したまま垂直注入されるので、安全注入水が有する運動量を極大化して降水部内における迂回排出現状と沸騰現状を最小化し、更に注入された安全注入水が散乱することを防止することによって安全注入水を効果的に炉心へ浸透させ、原子炉の安全性を向上できる。

尚、９０度の角度で屈曲した水平部と垂直部を流動する安全注入水の流動分布を均一にすることによって安全注入水をより安定的に注入することができる。

以下、添付された図面を参照して本発明の望ましい実施例を詳細に説明する。本発明の説明をより明確にするために、不要な関連する公知機能もしくは構成に対する具体的な説明は省略する。

図２は、本発明の好ましい実施例による直接注入装置が設置された状態を示した原子炉容器の断面図を示している。図２を参照すると、本発明の好ましい実施例による直接注入装置１００は原子炉容器１に備えられた直接注入ノズル８へ供給される安全注入水（非常炉心冷却水）がジェット流を形成して相当な速度で炉心入口プレナム１１へ噴出させるもので、原子炉容器１に対して水平方向に供給される安全注入水を原子炉容器１の内部から炉心入口プレナム１１に向けた垂直方向に変えて噴出させるために水平部１１０と垂直部１２０からなり、最末端にはジェット流の形成のためのジェットノズル１３０が備えられたもので構成されている。以下、各々の構成要素に対して具体的に説明する。

上記水平部１１０は、直接注入ノズル８に連結された状態で原子炉容器１の内部へ水平に延長される管であって、直接注入ノズル８から供給される安全注入水を原子炉容器１の内部へ案内する機能を提供する。

上記垂直部１２０は原子炉容器１の内部に延長された水平部１１０の末端から炉心入口プレナム１１に向けて垂直に延長される管であって、水平方向に供給される安全注入水の方向を垂直に変換する機能を提供し、好ましくは水平部１１０と同一な直径の管からなる。

この際、上記水平部１１０と垂直部１２０は、一体型の肘状のように構成することができる。

上記ジェットノズル１３０は垂直部１２０を通じて供給される安全注入水がジェット流を形成し噴出され、安全注入水がより効果的に炉心入口プレナム１１へ浸透できるためのもので、垂直部１２０の末端部に備えられ、垂直部１２０から次第に直径が減少する構造を有する。このように安全注入水が噴出される管路の末端部断面積をジェットノズル１３０を利用し減少させ、噴出される安全注入水はジェット流を形成する。

一方、上記の９０度の角度で屈曲した水平部１１０と垂直部１２０の内部を流動する安全注入水の流動分布を均一化するために流動翼１４０を更に具備することもできる。

図３は、本発明による流動翼が設置された状態を示した断面図である。図３を参照すると、上記流動翼１４０は多数が提供され、提供される多数の流動翼１４０は水平部１１０と垂直部１２０が連結され９０度の角度で屈曲する領域Ａの内側に設置され、このように設置される流動翼１４０間の間隔は屈曲する領域Ａの内側から外側へ行くほど次第に広がる間隔を有するように構成される。これは屈曲した領域Ａの内側と外側において安全注入水の流れの差を誘発することにより領域の外側へ流動する安全注入水が領域の内側へ流動する安全注入水と均衡を維持させて水平部１１０から垂直部１２０へ流入される安全注入水の流動分布を均一化するためのものである。

尚、上記各々の流動翼１４０は水平部１１０から垂直部１２０へ延長される円弧状の断面構造で形成され屈曲した領域Ａを流動する安全注入水が流動翼１４０に沿って滑らかに流動できるように構成される。

一方、上記垂直部１２０の構造を改善し流動翼１４０を使用せずに安全注入水の流動分布を均一に構成することもできる。

図４は、本発明による他の構造の垂直部が備えられた直接注入装置の断面図を示している。図４を参照すると、上記垂直部１２０は充填室１２１と延長管１２２で構成され、上記充填室１２１は原子炉容器１の内部へ延長された水平部１１０と連結され水平部１１０から供給される安全注入水が充填される空間を提供するように構成され、上記延長管１２２は充填室１２１の内部から充填室１２１の外部へ延長されジェットノズル１３０と連結するように構成される。この際、上記延長管１２２の上部末端１２２ａは水平部１１０より上方に位置するように延長され水平部１１０から供給される安全注入水を直接延長管１２２へ流入させない方が好ましく、下部末端１２２ｂは充填室１２１の外部へ延長されジェットノズル１３０と連結される。

上記のように充填室１２１と延長管１２２に垂直部１２０が構成されると、水平部１１０を通して供給される安全注入水は１次的に充填室１２１に注がれ、以後、充填室１２１に注がれる安全注入水の水位が延長管１２２を超過する場合、充填室１２１の安全水は延長管１２２及びジェットノズル１３０を通じてジェット流を形成し吐出される。

上記のように構成された本発明の非常炉心冷却水の原子炉容器直接注入装置１００は、冷却材喪失事故により安全注入水（非常炉心冷却水）の注入が開始されると、水平部１１０を通じて供給される安全注入水は垂直部１２０を経て垂直方向が変わって流動し、垂直部１２０の末端に備えられ流動断面積を減少させるジェットノズル１３０によりジェット流を形成し高速噴出されて降水部１０で安全注入水が損失されることを最小化した状態で炉心入口プレナムへ注入できる。

本発明は、上記のように原子炉の非常炉心冷却系において直接注入ノズル８を通じて安全注入水を原子炉容器の内部へ直接注入するにあたって、上記直接注入ノズル８から供給される安全注入水を原子炉容器１の内部へ垂直に吐出するが、安全注入水が吐出される管の末端部直径を減少させて、吐出される安全注入水がジェット流を形成するもので、上記のように水平部１１０と垂直部１２０及びジェットノズル１３０からなる直接注入装置１００により実現できる。

本発明は本明細書に開示された実施例に限定されるものではなく、その発明の技術思想範囲内で当業者により多様に変形可能であることはいうまでもない。

従来の原子炉内の非常炉心冷却水の直接注入方式を有する加圧軽水炉原子炉の断面図である。 本発明の好ましい実施例による直接注入装置が設置された状態を示した原子炉容器の断面図である。 本発明による流動翼が設置された状態を示した断面図である。 本発明による他の構造の垂直部が備えられた直接注入装置の断面図である。

符号の説明

１ 原子炉容器
２ 炉心
３ 原子炉出口ノズル
４ ホットレッグ
５ 原子炉入口ノズル
６ コールドレッグ
７ 安全注入管
８ 直接注入ノズル
９ 炉心支持バレル
１０ 降水部
１１ 炉心入口プレナム
１１０ 水平部
１２０ 垂直部
１２１ 充填室
１２２ 延長管
１３０ ジェットノズル
１４０ 流動翼

Claims (6)

1. 原子炉の非常炉心冷却系において安全注入水を原子炉容器の内部へ直接注入するために原子炉容器の直接注入ノズルに設置される直接注入装置において、
   上記直接注入装置は直接注入ノズル８に連結され原子炉容器１の内部へ水平に延長される水平部１１０、
   上記水平部１１０の末端から炉心入口プレナム１１に向けて垂直に延長される垂直部１２０及び
   上記垂直部１２０の末端に備えられ、垂直部１２０から次第に直径が減少するように形成され、垂直部１２０から供給される安全注入水がジェット流を形成して噴出されるジェットノズル１３０で構成されたことを特徴とする非常炉心冷却水の原子炉容器直接注入装置。
2. 上記水平部１１０と垂直部１２０が連結され９０度の角度で屈曲される領域Ａの内側には流動する安全注入水の流動分布を均一にするための多数の流動翼１４０が設置されたことを特徴とする請求項１に記載の非常炉心冷却水の原子炉容器直接注入装置。
3. 上記各々の流動翼１４０は、上記水平部１１０から垂直部１２０へ延長される円弧状の断面構造を有する構成であることを特徴とする請求項２に記載の非常炉心冷却水の原子炉容器直接注入装置。
4. 上記流動翼１４０間の間隔は屈曲した領域Ａの内側から外側へ行くほど次第に広がる構成であることを特徴とする請求項２に記載の非常炉心冷却水の原子炉容器直接注入装置。
5. 上記垂直部１２０は、
   上記水平部１１０と連結され水平部１１０から供給される安全注入水が充填される空間を提供するために原子炉容器１の内部に配置される充填室１２１及び
   上記充填室１２１の内部へ一定長さで突出されるが、上記水平部１１０より上側に上部末端が位置するように突出され、下部末端は上記ジェットノズル１３０と連結されるように設置される延長管１２２で構成されることを特徴とする請求項１に記載の非常炉心冷却水の原子炉容器直接注入装置。
6. 原子炉の非常炉心冷却系において直接注入ノズル８を通じて安全注入水を原子炉容器の内部へ直接注入するにあたり、
   上記直接注入ノズル８から供給される安全注入水を原子炉容器１の内部から炉心入口プレナム１１に向けて垂直に吐出するが、安全注入水が吐出される管の末端部の直径を減少させて吐出される安全注入水がジェット流を形成することを特徴とする非常炉心冷却水の原子炉容器直接注入方法。

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