JP2009204454A - 原子力発電設備の自動減圧系 - Google Patents

Abstract

【課題】原子炉圧力容器とドライウェルとの均圧を好適に図ることができる原子力発電設備の自動減圧系を提供する。
【解決手段】本発明に係る静的安全系を備えた原子力発電設備の自動減圧系１は、原子炉圧力容器３に接続され、原子炉圧力容器３内の原子炉内蒸気を案内する自動減圧系専用配管１１と、自動減圧系専用配管１１に設けられ、自動減圧系専用配管１１を通る原子炉内蒸気の通流を制御する自動減圧系専用弁１２と、自動減圧系専用弁１２の下流側で自動減圧系専用配管１１に設けられ、自動減圧系専用配管１１を通る原子炉内蒸気のドライウェル４への放出を制御する均圧弁１３と、自動減圧系専用配管１１に設けられた自動減圧系専用弁１２および均圧弁１３の間で自動減圧系専用配管１１から分岐され、原子炉内蒸気をサプレッションプール６に案内する自動減圧系排気管１４とを備えた。
【選択図】 図１

Description

本発明は、原子力発電設備の自動減圧系に係り、特に原子炉圧力容器とドライウェルとの均圧を好適に図ることができる原子力発電設備の自動減圧系に関する。

原子力発電設備の安全性確保の基本は、その寿命中を通じて一般公衆および運転従事者の健康と安全を損なうことなく運転、停止、点検などが実施できるように設計、製造、建設および運転において万全を期すことである。

このため、原子力発電設備には、通常運転時のみならず、万一の事故時でも放射性物質を環境に拡散することがなく、公衆に被害を与えることがないように、多重の工学的安全施設が設けられる。

また、自然力（静的エネルギ）を利用した静的安全系を備えた原子力発電設備に関しても、すでに多方面で研究が進められている。例えば、非常用炉心冷却系として原子炉を減圧する減圧弁に重力落下式の炉心注水系を組み合わせたもの、および格納容器冷却系として原子炉格納容器内の蒸気を原子炉格納容器上部に設置した冷却水プール内の熱交換器で冷却するか、あるいはその冷却水で原子炉格納容器の壁面を直接冷却するなどの静的格納容器冷却系を採用した構成がある。

従来の静的安全系を備えた原子力発電設備の工学的安全施設の一つである自動減圧系に、図２に示した特許文献１に開示された隔離凝縮器による原子炉格納空間の受動冷却装置がある。図２は、原子炉冷却材喪失事故（以下、ＬＯＣＡという。）発生時に、原子炉圧力容器５０に冷却水を供給する重力作動冷却水プール５１に対して復水の補給を開始する隔離凝縮器（図示せず）を用いた格納空間の受動冷却系を備えたものである。ＬＯＣＡ時においては、原子炉内蒸気を蒸気リリーフ弁５７を開放しサプレッションプール５２に案内することで凝縮させるとともに、減圧弁５３を開き原子炉圧力容器５０とドライウェル５４を均圧させ、重力落下式炉心冷却系５５による注水を可能とするものである。

図２に開示された隔離凝縮器による原子炉格納空間の受動冷却系などの自動減圧系５６に設けられた減圧弁５３には、爆破型減圧弁が用いられていた。この爆破型減圧弁は、火薬を用いる特殊な無漏えい弁であり、定期的な弁の爆破開放テストや、取替え用弁の保管などの義務付けがなされ、取り扱いが容易ではなかった。また、爆破型減圧弁である減圧弁５３の単一誤開放により、ＬＯＣＡを発生させる恐れがあった。

一方、特許文献１に係る発明の有する課題を解決したものに、図３に示した特許文献２に開示された沸騰水型原子力発電プラントがある。図３は、特許文献１で用いられていた爆破型減圧弁の代わりに空気動作弁または電動弁などの減圧弁を用いたものである。

図３に示す減圧弁６０は、主蒸気管６１の逃し安全弁６２の排気ラインであって、サプレッションプール５２に開口している安全弁排気管６３に設置され、かつ減圧弁６０出口がドライウェル５４に開放されることにより、爆破弁型減圧弁を用いることなく空気作動弁または電動弁などの弁型式に代用できるようにしたものである。

これによれば、安全弁排気管６３に減圧弁６０を設置し、さらに安全弁排気管６３の開口部はサプレッションプール５２に水没しているため、たとえ逃し安全弁６２が漏えいしても減圧弁６０が同時に漏えいする可能性は小さく、漏えいした原子炉内蒸気はサプレッションプール５２内に案内されて凝縮された結果、ドライウェル５４への漏えいを回避することができる。
特開平４−２３０８９３号公報 特開２００２−１２２６８９号公報

図３の逃し安全弁６２には、窒素駆動ばね式逃し安全弁などが用いられていた。この窒素駆動ばね式逃し安全弁６２の弁ポート部は一般的に開口面積が十分ではなく、原子炉圧力容器５０とドライウェル５４との均圧を十分に行うことができないという課題があった。また、このような窒素駆動ばね式逃し安全弁６２は、自重により弁体が閉じてしまうなどの課題があった。

さらに、原子炉内蒸気をサプレッションプール５２に逃し続けることは、プール水の水温上昇につながり、サプレッションプール５２の耐熱強度上好ましくなく、さらには静的格納容器冷却系６４による除熱にとって好ましい状態ではない、という課題があった。

このように、原子炉圧力容器５０とドライウェル５４との均圧に適し、また原子炉内蒸気を原子炉圧力容器５０から直接ドライウェル５４へ放出できる何らかのパスが求められている点に課題があった。

本発明はこのような事情を考慮してなされたもので、爆破型減圧弁を用いることなく、原子炉圧力容器とドライウェルとの均圧を好適に図ることができる原子力発電設備の自動減圧系を提供することを目的とする。

本発明に係る原子力発電設備の自動減圧系は、上述した課題を解決するために、原子炉圧力容器に接続された自動減圧系専用配管と、前記自動減圧系専用配管に設けられ、前記自動減圧系専用配管を通る前記原子炉内蒸気の通流を制御可能である自動減圧系専用弁と、前記自動減圧系専用弁の下流側で前記自動減圧系専用配管に設けられ、前記自動減圧系専用配管を通る前記原子炉内蒸気のドライウェルへの放出を制御可能である均圧弁と、前記自動減圧系専用配管に設けられた前記自動減圧系専用弁および均圧弁の間で前記自動減圧系専用配管から分岐された自動減圧系排気管とを備えたことを特徴とする。

本発明に係る原子力発電設備の自動減圧系においては、爆破型減圧弁を用いることなく、原子炉圧力容器とドライウェルとの均圧を好適に図ることができる。

本発明に係る原子力発電設備の自動減圧系の実施形態を図面に基づいて説明する。

図１は、本発明に係る原子力発電設備の自動減圧系１の一実施形態を示す概略的なシステム構成図である。なお、図１に示した自動減圧系１は便宜上一組の系統のみを表しているが、実際には複数組、例えば十数組の系統からなる自動減圧系から構成される。

この原子力発電設備は、重力などの自然力（静的エネルギ）を利用した静的安全系を採用した原子力発電設備であり、原子炉冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）が発生しても一定期間運転員の操作を不要とする設計となっている。

原子力発電設備の作用構成の概略について説明する。図１に示す原子炉格納容器２内には原子炉圧力容器３が格納される。また、この原子炉圧力容器３は、ドライウェル４内に配設され、さらに原子炉圧力容器３内には、炉心５が収容される。この炉心５は、炉水である冷却材で冠水されており、この炉心５の上面よりサプレッションプール６のプール水の水位が上方に位置するように設けられる。また、サプレッションプール６は、原子炉圧力容器３の周り、少なくとも原子炉圧力容器３の下部周りに配置され、原子炉圧力容器３の下部がサプレッションプール６のプール水位より下方に位置される構成をとる。

原子炉圧力容器３には、炉心５で発生した蒸気が案内される主蒸気系（図示せず）が設けられる。炉心５で発生した蒸気は気液分離され乾燥された後、主蒸気系の配管を通って蒸気タービンに導かれ、発電機を駆動させて仕事をする。蒸気タービンで仕事をした蒸気は、復水器で冷却され復水となった後、原子炉復水・給水系を通って原子炉圧力容器３内に給水され、還流される。

原子力発電設備の原子炉周りには、工学的安全施設が設けられる。図１に示した原子力発電設備には工学的安全施設として、自動減圧系１、重力落下式炉心冷却系７および静的格納容器冷却系８が設けられる。

自動減圧系１は、所定の水位まで原子炉水位が低下した時に起動され、原子炉圧力容器３を減圧させることにより、重力落下式炉心冷却系７などによる炉心５への重力注水を可能なものとする。自動減圧系１には、自動減圧系専用配管１１に自動減圧系専用弁１２および均圧弁１３が設けられる。この自動減圧系専用配管１１は、原子炉圧力容器３に接続されており、原子炉圧力容器３内の原子炉内蒸気をドライウェル４や自動減圧系排気管１４に案内する。

自動減圧系専用弁１２は、自動減圧系専用配管１１内を通る原子炉内蒸気の通流の制御を行う。自動減圧系専用弁１２は、原子力発電設備の通常運転時には閉じた状態であり、配管破断事故などによるＬＯＣＡ時において原子炉水位の低下に伴い開放され、原子炉内蒸気はドライウェル４および自動減圧系排気管１４へ導かれる。

自動減圧系専用弁１２は、例えば電動弁および空気作動弁であり、かつ玉型弁または仕切り弁などの開口面積が任意に選択可能な弁からなる。これにより、開口面積が一定であった従来の窒素駆動ばね式安全弁と異なり、自動減圧系１を構成する自動減圧系専用配管１１の配管径に応じて任意に選定することができ、設計段階において柔軟に対応することができる点で有効的である。

均圧弁１３は、自動減圧系専用配管１１であって、自動減圧系専用弁１２の下流側に設けられ、自動減圧系専用配管１１を通る原子炉内蒸気のドライウェル４への通流を制御する。この均圧弁１３は、原子炉圧力容器３とドライウェル４との均圧化を行うために設けられ、均圧弁１３の下流側はドライウェル４に開放されることにより、原子炉圧力容器３から案内された原子炉蒸気が自動減圧系専用配管１１を通りドライウェル４に放出される。また、均圧弁１３は自動減圧系専用弁１２と同様に、例えば電動弁および空気作動弁であり、かつ玉型弁または仕切り弁などの開口面積が任意に選択可能な弁からなる。

なお、自動減圧系専用弁１２および均圧弁１３の開口面積、ならびにこれらを接続する自動減圧系専用配管１１の配管径は、ＬＯＣＡ時に原子炉圧力容器３とドライウェル４との均圧を実現するために必要な開口面積および配管径で構成される。

自動減圧系排気管１４は、自動減圧系専用配管１１に設けられた自動減圧系専用弁１２および均圧弁１３の間から分岐される。この自動減圧系排気管１４は、自動減圧系専用配管１１を通流した原子炉内蒸気をサプレッションプール６のプール水に案内するように構成される。

また、自動減圧系排気管１４にはオリフィス１５が設けられる。オリフィス１５は、自動減圧系排気管１４を通流する原子炉内蒸気の流量を、ＬＯＣＡ時の設計容量の流量に制限する機能を有する。このような流量制限手段としてのオリフィスは、サプレッションプール６への多量な原子炉内蒸気の流入による、原子炉圧力容器３内の急激な圧力低下を防止することができる。

自動減圧系１には、さらに安全弁１６、およびこの安全弁１６に接続された安全弁排気管１７が設けられる。安全弁１６は、自動減圧系専用配管１１に設けられ、原子炉圧力容器３内の圧力が上昇した場合に開放される。安全弁１６の開放により、原子炉圧力容器３内の蒸気は安全弁排気管１７を通じてサプレッションプール６へ導かれる。安全弁排気管１７は、図１のように自動減圧系排気管１４に接続され、自動減圧系専用配管１１から導かれた原子炉内蒸気と合流し、サプレッションプール６へ案内される。

自動減圧系専用弁１２および均圧弁１３は、比較的作動時間を要する電動弁および空気弁などで構成される一方、瞬時の作動を要求される安全弁１６は、たとえば窒素駆動バネ式安全弁で構成される。なお、安全弁は逃し安全弁を適用してもよい。

なお、本実施形態における原子力発電設備の自動減圧系の作動を想定したＬＯＣＡ時においては、この安全弁１６が作動することは稀である。

重力落下式炉心冷却系（以下、ＧＤＣＳという。）７は、ＬＯＣＡ時において、自動減圧系１により原子炉圧力容器３内の圧力を低下させた後、ＧＤＣＳプール２０と原子炉圧力容器３との高低差を利用して、ＧＤＣＳ配管２１を通じ炉心５へ重力落下注水を行う。

静的格納容器冷却系（以下、ＰＣＣＳという。）８は、均圧弁１３よりドライウェル４に放出された原子炉内蒸気、およびＬＯＣＡ時に破断配管などから原子炉格納容器２に放出された原子炉内蒸気を冷却し凝縮する。原子炉内蒸気は、原子炉格納容器２を貫通しドライウェル４に開口している蒸気入口２５より、自動的にＰＣＣＳ８に設けられたＰＣＣＳ熱交換器２６に導かれることにより冷却し凝縮され、その復水は自重でＧＤＣＳプール２０へと導かれる。

また、ＰＣＣＳ８に設けられた原子炉隔離時用非常用復水器２７は、原子炉圧力容器３内の蒸気相に接続された主蒸気管（図示せず）と接続されており、原子炉隔離時における冷却系として原子炉内蒸気を冷却し凝縮した後、ＰＣＣＳプール２８へと導く。

本実施形態における原子力発電設備の自動減圧系１の作用について説明する。

配管破断などにより原子炉冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）が発生し、炉水位が低下すると、ＧＤＣＳ７による原子炉圧力容器３への均圧注入を可能とするため、原子炉圧力容器３内の圧力を減圧させる必要がある。これに伴い、常時閉である自動減圧系専用弁１２が開放され、原子炉内蒸気は自動減圧系専用配管１１および自動減圧系排気管１４を順次通り、サプレッションプール６に案内される。この際、自動減圧系排気管１４を通る原子炉内蒸気は、オリフィス１５を通過することで原子炉内蒸気流量が設計容量の蒸気流量に制限され、サプレッションプール６への多量な原子炉内蒸気の流入による、原子炉圧力容器３内の急激な圧力低下を防止することができる。

自動減圧系専用弁１２を開くことにより原子炉圧力容器３の所要の減圧を行った後、常時閉である均圧弁１３を開放する。この均圧弁１３を開放することにより、原子炉圧力容器３から自動減圧系１に案内される原子炉内蒸気は、自動減圧系専用配管１１を通流しドライウェル４側へ優先的に導かれる。その結果、原子炉圧力容器３とドライウェル４とは均圧され、ＧＤＣＳ７によるＧＤＣＳプール２０からの重力落下注水が可能となる。

この際、自動減圧系専用弁１２および均圧弁１３の開口面積、ならびに自動減圧系専用配管の配管径は、原子炉圧力容器３とドライウェル４との均圧を実現するために必要な開口面積および配管径で構成されため、十分な均圧を実現することができる。

均圧弁１３を開放することにより、原子炉圧力容器３からドライウェル４に放出された原子炉内蒸気は、ＬＯＣＡの原因となった配管破断部などから放出された蒸気とともに、原子炉格納容器２を貫通しドライウェル４に開口している蒸気入口２５より、自動的にＰＣＣＳ８に導かれる。この原子炉内蒸気は、ＰＣＣＳ８に設けられたＰＣＣＳ熱交換器２６に導かれることにより冷却し凝縮され、その復水は自重でＧＤＣＳプール２０へと導かれる。なお、復水はＧＤＣＳプール２０に限らず、例えばサプレッションプール６などに導かれるように構成してもよい。

ＧＤＣＳプール２０に導かれた復水は、原子炉圧力容器３への重力落下注水に用いられ、当初原子炉圧力容器３から放出された原子炉内蒸気は、最終的にはＧＤＣＳ７による重力落下注水により原子炉圧力容器３に還流するという循環を形成する。

なお、自動減圧系１に設けられた安全弁１６は原子炉圧力容器３内の圧力が上昇した場合に開放され、原子炉圧力容器３内の蒸気が安全弁排気管１７を通じてサプレッションプール６へ導かれるが、ＬＯＣＡ時に作動することは稀であるため、自動減圧系１の作用においては説明を省略した。

このような原子力発電施設の自動減圧系によれば自動減圧系専用配管１１、自動減圧系専用弁１２および均圧弁１３が作用することにより、爆破型減圧弁を用いることなく、原子炉圧力容器３とドライウェル４との均圧を好適に行うことができる。具体的には、従来の自動減圧系における逃し安全弁のみでは、瞬時の原子炉圧力容器内の圧力低下に加え、原子炉圧力容器とドライウェルとの均圧（減圧）を達成するのに十分な構成を備えていなかった。これに対し本実施形態における原子力発電設備の自動減圧系１によれば、自動減圧系専用配管１１に自動減圧系専用弁１２および均圧弁１３を設けたことにより、ＧＤＣＳ７による原子炉圧力容器３への均圧注水が可能なだけの均圧を達成することができる。

また、原子炉内蒸気を均圧弁１３よりドライウェル４側へ放出することにより、サプレッションプール６の水温上昇を抑えることができる。これにより、サプレッションプール６の水温上昇に伴い発生するサプレッションプール６の耐熱強度に関する課題についても対応することができる。

さらに、例えば自動減圧系専用弁１２の漏えいが発生した場合であっても、自動減圧系専用配管１１の下流側にはさらに均圧弁１３が設けられているため、原子炉圧力容器３からの原子炉内蒸気はドライウェル４に漏えいすることはなく、サプレッションプール６に導かれる。

なお、本実施形態において自動減圧系排気管１４上に排気蒸気の流量調節手段としてオリフィス１５を設けたが、フローノズルタイプとしてもよい。

また、安全弁排気管１７は、自動減圧系排気管１４と共用したが、共用せずに独立して原子炉内蒸気をサプレッションプール６へ案内するように構成してもよい。さらに、安全弁排気管１７は原子炉内蒸気をサプレッションプール６へ案内するように構成したが、原子炉隔離時用非常用復水器２７に接続させ、この原子炉隔離時用非常用復水器２７で原子炉内蒸気を凝縮させ復水をＰＣＣＳプール２８に導かれるように構成してもよい。

また、自動減圧系専用配管１１は、原子炉圧力容器３に接続させたが、例えば主蒸気配管（図示せず）のような原子炉圧力容器３内の蒸気相に接続された配管に接続させてもよい。

本発明に係る原子力発電設備の自動減圧系の実施形態の概略的なシステム構成図。 従来の原子力発電設備の自動減圧系の概略的なシステム構成図。 他の従来の原子力発電設備の自動減圧系の概略的なシステム構成図。

符号の説明

１ 自動減圧系
２ 原子炉格納容器
３ 原子炉圧力容器
４ ドライウェル
５ 炉心
６ サプレッションプール
７ 重力落下式炉心冷却系（ＧＤＣＳ）
８ 静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）
１１ 自動減圧系専用配管
１２ 自動減圧系専用弁
１３ 均圧弁
１４ 自動減圧系排気管
１５ オリフィス
１６ 安全弁
１７ 安全弁排気管
２０ 重力落下式炉心冷却系（ＧＤＣＳ）プール
２１ 重力落下式炉心冷却系（ＧＤＣＳ）配管
２５ 蒸気入口
２６ 静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）熱交換器
２７ 原子炉隔離時用非常用復水器
２８ 静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）プール

Claims (8)

1. 静的安全系を備えた原子力発電設備の自動減圧系において、
   原子炉圧力容器に接続された自動減圧系専用配管と、
   前記自動減圧系専用配管に設けられ、前記自動減圧系専用配管を通る前記原子炉内蒸気の通流を制御可能である自動減圧系専用弁と、
   前記自動減圧系専用弁の下流側で前記自動減圧系専用配管に設けられ、前記自動減圧系専用配管を通る前記原子炉内蒸気のドライウェルへの放出を制御可能である均圧弁と、
   前記自動減圧系専用配管に設けられた前記自動減圧系専用弁および均圧弁の間で前記自動減圧系専用配管から分岐された自動減圧系排気管とを備えたことを特徴とする原子力発電設備の自動減圧系。
2. 前記自動減圧系専用弁および均圧弁の開口面積、ならびに前記自動減圧系専用配管の配管径は、前記原子炉圧力容器とドライウェルとの均圧に必要な開口面積および配管径で構成されたことを特徴とする請求項１記載の原子力発電設備の自動減圧系。
3. 前記自動減圧系専用弁および均圧弁は電動弁または空気作動弁であり、かつ開口面積が任意に選択可能な弁からなることを特徴とする請求項１記載の原子力発電設備の自動減圧系。
4. 前記自動減圧系専用配管に設けられた安全弁と、
   前記安全弁に接続された安全弁排気管とを備えたことを特徴とする請求項１記載の原子力発電設備の自動減圧系。
5. 前記安全弁排気管は、前記自動減圧系排気管に接続され、前記原子炉内蒸気を前記サプレッションプールへ案内可能に構成されたことを特徴とする請求項４記載の原子力発電設備の自動減圧系。
6. 前記自動減圧系排気管上には、前記自動減圧系排気管を通流する前記原子炉内蒸気の流量を、前記原子炉圧力容器の減圧に適した流量に制限可能な流量制限手段が備えられたことを特徴とする請求項１記載の原子力発電設備の自動減圧系。
7. 前記流量制限手段は、オリフィスまたはフローノズルであることを特徴とする請求項６記載の原子力発電設備の自動減圧系。
8. 前記自動減圧系専用配管は、主蒸気管を含む前記原子炉圧力容器内の蒸気相に接続された配管から分岐されたことを特徴とする請求項１記載の原子力発電設備の自動減圧系。

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