JP2011122949A - 非常用復水システム - Google Patents

Abstract

【課題】本発明の目的は、信頼性を向上させ、しかもより小型で低コストな非常用復水システムを提供することである。
【解決手段】本発明は、凝縮水戻し管上に設置されている復水弁において、蒸気凝縮伝熱管に近い側から直列に破裂弁と逆止弁を配置する。逆止弁は、蒸気凝縮伝熱管に近い側を上流側として設置する。破裂弁と逆止弁および前記凝縮水戻し管の管壁によって密閉された低圧室を低圧状態とし、破裂弁が開放する弁両側の差圧は、開放すべき原子炉圧力容器内の圧力と、密閉された低圧室内の圧力の差に設定する。また、密閉された低圧室と、該低圧室よりも低圧に保持された低圧室とを圧力逃がし弁で接続し圧力逃がし弁により、密閉された低圧室の圧力を一定の低圧状態に保つ。原子炉圧力容器内の圧力が設定値まで上昇すると、破裂弁が外部からの動力及び作動信号無しに機械的に開放し、非常用復水システムが作動する。
【選択図】図６

Description

本発明は原子力プラントにおける非常用復水システムに関するものである。

原子力プラントにおける静的原子炉格納容器冷却系の一つに、アイソレーションコンデンサ（ＩＣ）からなる非常用復水システムがある。図１１は、従来の原子力プラントにおいて、ＩＣを作動するための非常用復水システムの構成図を示す。

通常運転時における原子炉圧力容器１内の水位１３よりも上部に蒸気引き込み管２が接続され、蒸気引き込み管２の他方は伝熱管冷却プール３内に設置された蒸気凝縮伝熱管４に接続している。蒸気凝縮伝熱管４の他方は凝縮水戻し管５に接続され、凝縮水戻し管５の他方は、通常運転時における原子炉圧力容器１内の水位１３よりも下部に接続されている。蒸気凝縮伝熱管４の内部を流れる蒸気は、伝熱管冷却プール３内の水によって冷却されて凝縮し、蒸気凝縮伝熱管４内で凝縮した蒸気は、蒸気凝縮伝熱管４内に水位１５を形成する。凝縮水戻し管５上には復水弁７を設置している。

通常運転中では、復水弁７は閉められており、蒸気凝縮伝熱管４に原子炉圧力容器１内の蒸気が連続的に流れ込むのを防止している。原子炉圧力容器１内の水位１３及び圧力は、それぞれ水位計１２及び圧力計１１によって計測されている。

何らかの原因で原子炉圧力容器１内の圧力が一定値まで上昇した場合、または原子炉圧力容器１内の水位１３が一定値まで低下した場合には、作動信号発信系８から復水弁駆動系９へ作動信号が発信され、作動信号を受信した復水弁駆動系９によって復水弁７が開放されて、非常用復水システムが作動する。

蒸気凝縮伝熱管４内の凝縮水の水位１５は、原子炉圧力容器１内の通常運転時の水位１３よりも高くなるように設定されており、復水弁７が開放されると水の自重により凝縮水を原子炉圧力容器１内に供給して原子炉圧力容器１内の水位１３の低下を抑制し、または原子炉圧力容器１内の圧力を低下させることができる。図１１に示す従来の非常用復水システムにおいて、作動信号発信系８及び復水弁駆動系９は、一般的には電源系統１０から供給される電力によって駆動される。

図１２に、特許文献１に開示されている、冷却材喪失事故（LOCA）時に破断口から原子炉圧力容器１内に流入した空気等の非凝縮ガスの放出機構を備えた非常用復水システムを示す。図１１において、蒸気凝縮伝熱管４にガスベント管１６が接続され、ガスベント管１６の他方は、サプレッションプール１８に接続されている。また、ガスベント管１６上にはガスベント管制御弁１７を設置している。

通常運転中にガスベント管制御弁１７は閉められており、蒸気凝縮伝熱管４に原子炉圧力容器１内の蒸気が連続的に流れ込むのを防止している。冷却材喪失事故（LOCA）時に原子炉圧力容器１内の水位１３が一定値まで下がった場合には、作動信号発信系８からガスベント管制御弁駆動系１９へ作動信号が発信され、作動信号を受信したガスベント管制御弁駆動系１９によってガスベント管制御弁１７が開放される。ガスベント管制御弁が開放されると、破断口から原子炉圧力容器１内に流入し、または原子炉圧力容器内で発生した非凝縮ガスと、蒸気凝縮伝熱管４内で凝縮されなかった一部の蒸気をサプレッションプール１８内へ放出する。図１２に示す従来の非常用復水システムにおいて、作動信号発信系８及び復水弁駆動系９、ガスベント管制御弁駆動系１９は、一般的には電源系統１０から供給される電力によって駆動される。

また、特許文献２では、電源系統１０の信頼性を向上しつつ小型化、低コスト化するため、他の原子炉安全系システムと共用していた大規模な電源系統１０を、３つの独立した電源系統に分散する技術が提案されている。電源系統１０を分散することにより電源系統のトータルでの故障確率を低減し、かつ電源系統１つあたりの設備容量を低減することにより、全体としてより小型で低コストな電源系統１０とすることができる。しかし、作動信号発信系８及び復水弁駆動系９、ガスベント管制御弁駆動系１９は従来の非常用復水システムと同じであり、さらにこれらを駆動するために必要な電源容量も同じく必要となる。

さらに、特許文献３では、一次原子炉格納容器とこれを収容する二次原子炉格納容器を有する沸騰水型原子炉において、一次原子炉格納容器のウェットウェル気相部と二次原子炉格納容器の気相部をラプチャーディスク等の隔離連通切替え手段で連絡する構成が記載されている。

特開平７−７２２８０号公報 特開平８−３１３６８６号公報 特開２００４−３３３３５７号公報

図１１及び図１２に示す従来の非常用復水システムにおいて、作動信号発信系８、復水弁駆動系９、ガスベント管制御弁駆動系１９、及びこれらを駆動させる電源系統１０は十分な信頼性をもっているが、さらに信頼性を向上させ、しかもより小型で低コストな非常用復水システムが提供できることが望ましい。

本発明の目的は、作動時に特別の制御装置や電源等を必要とせず、信頼性が高く、より小型で低コストな非常用復水システムを提供することである。

本発明は、原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器から蒸気を抜き取る蒸気引き込み管と、該蒸気引き込み管から導入された蒸気を凝縮する蒸気凝縮伝熱管と、該蒸気凝縮伝熱管に接続されて前記蒸気凝縮伝熱管内の凝縮水を前記原子炉圧力容器に戻す凝縮水戻し管と、内部に水を貯蔵し前記蒸気凝縮伝熱管をその水中に設置する伝熱管冷却プールを有する原子力プラントの非常用復水システムにおいて、前記凝縮水戻し管上に少なくとも１つの復水弁を設置し、前記復水弁は前記原子炉圧力容器が通常運転時の作動状態からシフトしたことに起因する原子炉圧力容器の圧力変化または水位変化に応じて機械的に開放することを特徴とする。

また、復水弁は前記凝縮水戻し管内の圧力が一定値を超えると機械的に開放することを特徴とする。

また、復水弁は、前記原子炉圧力容器の水位と蒸気凝縮伝熱管内の水位との差により、前記該復水弁の前記蒸気凝縮伝熱管側の圧力が前記復水弁の前記原子炉圧力容器側の圧力よりも一定値以上高くなると機械的に開放することを特徴とする。

また、凝縮水戻し管は並列に設置された少なくとも２つの凝縮水戻し管から構成され、前記第１凝縮水戻し管上には前記凝縮水戻し管内の圧力が一定値を越えると機械的に開放する第１復水弁が設置されており、前記第２凝縮水戻し管上には、前記原子炉圧力容器の水位と蒸気凝縮伝熱管内の水位との差により、前記蒸気凝縮伝熱管側の圧力が前記原子炉圧力容器側の圧力よりも一定値以上高くなると機械的に開放する第２復水弁が設置されていることを特徴とする。

また、復水弁は直列に配置された少なくとも２つの弁を有し、そのうち前記凝縮水伝熱管側の弁は、弁両側の圧力差により開放する破裂弁またはバネ式弁からなり、前記原子炉圧力容器側の弁は、前記原子炉圧力容器側から前記凝縮水伝熱管側へ向かう流体を遮断する逆止弁であることを特徴とする。

また、復水弁は直列に配置された少なくとも２つの弁を有し、そのうち前記凝縮水伝熱管側の弁は、弁両側の圧力差により機械的に開放する破裂弁またはバネ式弁からなり、前記原子炉圧力容器側の弁は、外部からの撃力により破裂する流体力駆動式破壊弁と衝突体を有し、該衝突体は前記２つの弁および前記凝縮水戻し管の管壁によって密閉された低圧室内で前記凝縮水戻し管の管軸方向に移動可能としたことを特徴とする。

また、復水弁は直列に配置された弁両側の圧力差により機械的に開放する破裂弁またはバネ式弁からなる少なくとも２つの弁を有し、前記２つの弁のうち前記原子炉圧力容器側の弁が開く弁両側の圧力差は、前記凝縮水伝熱管側の弁が開く弁両側の圧力差よりも低い値とし、かつ前記原子炉圧力容器側の弁と前記凝縮水伝熱管側の弁の間には、前記原子炉圧力容器側から前記凝縮水伝熱管側へ向かう流体を遮断する逆止弁が取り付けられていることを特徴とする。

また、復水弁を構成する少なくとも２つの弁および前記凝縮水戻し管の管壁によって密閉された低圧室に圧力逃がし弁を接続し、前記低圧室の圧力を原子炉圧力容器起動開始時の圧力と同じかまたはそれよりも低い圧力に保持することを特徴とする。

さらに、復水弁は弁両側の圧力差により機械的に開放する単一の破裂弁またはバネ式弁からなることを特徴とする。

本発明は、原子炉圧力容器と、蒸気引き込み管と、蒸気凝縮伝熱管と、凝縮水戻し管と、伝熱管冷却プールを有する原子力プラントの非常用復水システムにおいて、凝縮水戻し管上に少なくとも１つの復水弁を設置し、復水弁が前記原子炉圧力容器が通常運転時の作動状態からシフトしたことに起因する原子炉圧力容器の圧力変化または水位変化に応じて機械的に開放することにより、外部からの動力及び作動信号を必要としない機械的構造により自動的に復水弁を開放することができる。

従って、従来の非常用復水システムにおいて使用していた作動信号発信系、復水弁駆動系、電源系統を必要としないため、これらの故障によるリスクがなく信頼性が大幅に向上する。また、より小型で低コストな非常用復水システムの提供が可能であり実用上の効果が大きい。

本発明における非常用復水システムの構成図を示す。 本発明における非凝縮ガス放出系を備えた非常用復水システムの構成図を示す。 本発明実施例１における復水弁の断面図を示す。 本発明実施例２における復水弁の断面図を示す。 本発明実施例３における復水弁の断面図を示す。 本発明実施例４における復水弁の断面図を示す。 本発明実施例５における復水弁の断面図を示す。 本発明実施例６における復水弁の断面図を示す。 本発明実施例７における復水弁の断面図を示す。 本発明実施例８における復水弁の断面図を示す。 従来の非常用復水システムの構成図を示す。 従来の非凝縮ガス放出系を備えた非常用復水システムの構成図を示す。

本発明による非常用復水システムの第一の実施形態を図１に示す。通常運転時における原子炉圧力容器１内の水位１３よりも上部に蒸気引き込み管２が接続され、蒸気引き込み管２の他方は伝熱管冷却プール３内に導かれ、伝熱管冷却プール３内に設置された蒸気凝縮伝熱管４に接続している。蒸気凝縮伝熱管４の他方は凝縮水戻し管５に接続され、凝縮水戻し管５の他方は、通常運転時における原子炉圧力容器１内の水位１３よりも下部に接続されている。蒸気凝縮伝熱管４の内部を流れる蒸気は、伝熱管冷却プール３内の水によって冷却されて凝縮し、蒸気凝縮伝熱管４内で凝縮した蒸気は、蒸気凝縮伝熱管４内に水位１５を形成する。凝縮水戻し管５上には復水弁７０を設置している。

通常運転中では、復水弁７０は閉められており、蒸気凝縮伝熱管４に原子炉圧力容器１内の蒸気が連続的に流れ込むのを防止している。原子炉圧力容器１内の水位１３が一定値まで低下した場合、または原子炉圧力容器１内の圧力が一定値まで上昇した場合、復水弁７０が外部からの動力及び作動信号なしで機械的に開放し、ＩＣが作動する。凝縮水の水位１５は、通常運転時の原子炉圧力容器１内の通常運転時水位１３よりも高くなるように設定しており、復水弁７０が開かれると、水の自重を利用して凝縮水を原子炉圧力容器１内に供給し、原子炉圧力容器１内の水位１３の低下を抑制し、水蒸気を凝縮して原子炉圧力容器１内の圧力を低下させることができる。

図２に、本発明による非常用復水システムの第二の実施形態を示す。図２は、冷却材喪失事故（LOCA）時に、破断口から原子炉圧力容器１内に流入した非凝縮ガスの放出機構を備えた非常用復水システムを示す。図１の非常用復水システムと比較して、蒸気凝縮伝熱管４にガスベント管１６が接続され、ガスベント管１６の他方は、サプレッションプール１８に接続されている点が異なる。また、ガスベント管１６上にはガスベント管制御弁１７を設置している。通常運転中において、ガスベント管制御弁１７は閉められており、蒸気凝縮伝熱管４に原子炉圧力容器１内の蒸気が連続的に流れ込むのを防止している。原子炉圧力容器１内の圧力は、本システムで計測する必要が無く、水位計測用の水位計１２のみを計測する。

冷却材喪失事故（LOCA）時に原子炉圧力容器１内の水位１３が一定値まで下がった場合には、作動信号発信系８からガスベント管制御弁駆動系１９へ作動信号が発信され、作動信号を受信したガスベント管制御弁駆動系１９によってガスベント管制御弁１７が開放される。ガスベント管制御弁が開放されると、破断口から原子炉圧力容器１内に流入、および原子炉圧力容器内で発生した非凝縮ガスと、蒸気凝縮伝熱管４内で凝縮されなかった一部の蒸気をサプレッションプール１８内へ放出する。すなわち非凝縮ガス放出系については動力及び作動信号を有する。

図１及び図２に示す本発明による非常用復水システムでは、原子炉圧力容器１内の水位１３が一定値まで低下した場合、または原子炉圧力容器１内の圧力が一定値まで上昇した場合、復水弁７０が外部からの動力及び作動信号無しに機械的に開放することを特徴とする。そのため、本発明の図１に示す構成では、従来の非常用復水システムで必要であった作動信号発信系、復水弁駆動系、電源系統、圧力計、水位計が不要である。また、図２に示す構成では、復水弁駆動系、圧力計が不要であり、作動信号発信系の台数、電源系統の容量を削減できる。

以下、本発明における復水弁７０の具体的構成に関する実施例について説明する。

本発明の実施例１における復水弁の構成を、図３を用いて説明する。図３は、実施例１における復水弁７１の断面図を示す。本実施例によれば、原子炉圧力容器１内の圧力が一定値まで上昇すると、復水弁７１を外部からの動力及び作動信号無しに機械的に開放する。

復水弁７１は、凝縮水戻し管５上で、蒸気凝縮伝熱管４に近い側から直列に配置された破裂弁２０aと逆止弁２１を有する。逆止弁２１は、蒸気凝縮伝熱管４に近い側を上流側として設置する。破裂弁２０aと逆止弁２１および凝縮水戻し管５の管壁によって密閉された低圧室Ｒをその他の管路より低圧状態に設定する。低圧室Ｒにはガスを充填または真空状態とし、その他の蒸気凝縮管４内は図１から明らかなように冷却水が充填されている。破裂弁２０aは、弁両側の差圧が開放すべき原子炉圧力容器１内の圧力と、密閉された低圧室Ｒ内の圧力の差に達したときに作動するように破断強度が設計される。原子炉圧力容器１内の圧力が設定値まで上昇すると凝縮水戻し管５の水圧が高まり、破裂弁２０aが外部からの動力及び作動信号無しに機械的に所定圧力で破断されて開放し、ＩＣが作動する。

本発明の実施例２における復水弁の構成を、図４を用いて説明する。図４は、実施例２における復水弁７２の断面図を示す。本実施例では、復水弁７２は、凝縮水戻し管５上において、蒸気凝縮伝熱管４に近い側から直列に配置した破裂弁２０a、低圧室Ｒに収容され先端に凸部を持つ衝突体２３、流体力駆動式破壊弁２２を有する。

破裂弁２０aと流体力駆動式破壊弁２２および凝縮水戻し管５の管壁によって密閉された低圧室Ｒを他の管路より低圧状態とする。破裂弁２０aが開放する弁両側の差圧は、開放すべき原子炉圧力容器１内の圧力と、密閉された低圧室Ｒ内の圧力の差に設定する。原子炉圧力容器１内の圧力が設定値まで上昇すると、破裂弁２０aが外部からの動力及び作動信号無しに機械的に開放する。破裂弁２０aの開放時の衝撃圧によって衝突体２３が流体力駆動式破壊弁２２を開放し、ＩＣが作動する。

本実施例における復水弁７２は、逆止弁２１よりもリークが発生しにくい流体力駆動式破壊弁２２を用いることにより、密閉された低圧室Ｒの低圧状態を実施例１よりも高い信頼性で維持し、作動を確実にすることが可能である。

本発明の実施例３における復水弁の構成を、図５を用いて説明する。図５は、実施例３における復水弁７３の断面図を示す。本実施例では、実施例１に破裂弁を追加した構成を示し、凝縮水戻し管５上において、蒸気凝縮伝熱管４に近い側から直列に配置された破裂弁２０a、逆止弁２１、破裂弁２０bを有する。

逆止弁２１は、蒸気凝縮伝熱管４に近い側を上流側として設置する。破裂弁２０aと破裂弁２０b、および凝縮水戻し管５の管壁によって密閉された低圧室Ｒを低圧状態とする。破裂弁２０aが開放する弁両側の差圧は、開放すべき原子炉圧力容器１内の圧力と、密閉された低圧室Ｒ内の圧力の差に設定する。

破裂弁２０bは、原子炉圧力容器１内の圧力が、通常運転時の圧力から破裂弁２０aが開放する圧力まで上昇する過程で通過するある圧力値で開放するよう設計する。原子炉圧力容器１内の圧力が上昇すると、初めに破裂弁２０bが開放され、破裂弁２０bと逆止弁２１で囲まれた領域は、破裂弁２０bよりも下流側の圧力（原子炉圧力容器１内の圧力）となり、密閉された低圧室Ｒは引き続き低圧状態を保つ。

原子炉圧力容器１内の圧力がさらに上昇し設定値に達すると、破裂弁２０aが開放し、ＩＣが作動する。本実施例における復水弁７３は、逆止弁２１よりもリークが発生しにくい破裂弁２０bによって、密閉された低圧室Ｒの低圧状態を、実施例１よりも高い信頼性で維持することが可能である。

本発明の実施例４における復水弁の構成を、図６を用いて説明する。図６は、実施例４における復水弁７４の断面図を示す。本実施例では、実施例１において破裂弁２０aと逆止弁２１、および凝縮水戻し管５の管壁によって密閉された低圧室Ｒに圧力逃がし弁２４を配置したことを特徴とする。

圧力逃がし弁２４は、密閉された低圧室Ｒ側を上流側とする。圧力逃がし弁２４の下流側の圧力は、上流側と同じか、または上流側よりも低い状態で一定に保つ。圧力逃がし弁２４は、上流側の圧力が設定した圧力よりも上昇すると、弁を開放するように設計する。

本実施例における復水弁７４は、実施例１において、破裂弁２０aや逆止弁２１のリークなどの原因で、密閉された低圧室Ｒ内の圧力が設定圧力よりも高くなった場合、圧力逃がし弁２４が外部からの動力及び作動信号無しで開放され、密閉された低圧室Ｒ内の圧力を設定圧力まで下げ、正確な動作を保証することができる。

本発明の実施例５における復水弁を、図７を用いて説明する。図７は、実施例５における復水弁７５の断面図を示す。本実施例では、実施例１における破裂弁２０aの代わりにバネ式弁２５を用いたことを特徴とする。

バネ式弁２５が開放する弁両側の差圧は、開放すべき原子炉圧力容器１内の圧力と、バネ式弁２５と逆止弁２１、および凝縮水戻し管５の管壁によって密閉された低圧室Ｒ内の圧力の差に設定する。原子炉圧力容器１内の圧力が設定値まで上昇すると、バネ式弁２５が外部からの動力及び作動信号無しに機械的に開放し、ＩＣが作動する。

本実施例における復水弁７５は、実施例１における破裂弁２０aを用いた非常用復水システムと比べ、ＩＣが一度作動した後も弁の取替えを必要としないという利点をもつ。

本発明の実施例６における復水弁を、図８を用いて説明する。本実施例における復水弁７６は、原子炉圧力容器１の水位が一定値以下まで低下した場合に、静水圧差により作動する復水弁とする。原子炉圧力容器１内の水位１３が一定値まで低下すると、復水弁７６を外部からの動力及び作動信号無しに機械的に開放できる。本実施例では、復水弁７６を破裂弁２０cとしたことを特徴とする。

破裂弁２０cが開放する弁両側の差圧は、開放すべき原子炉圧力容器１内の水位１３と、蒸気凝縮伝熱管内の水位１５との静水圧差、またはそれより少し低い圧力差とする。原子炉圧力容器１内の水位１３が設定値まで低下すると、破裂弁２０cが外部からの動力及び作動信号無しに機械的に開放し、ＩＣが作動する。

本発明の実施例７における復水弁を、図９を用いて説明する。本実施例における復水弁７７は、実施例６と同様に静水圧差により作動する復水弁とする。本実施例では、復水弁７７は実施例６における破裂弁２０cの代わりにバネ式弁２５としたことを特徴とする。

バネ式弁２５が開放する弁両側の差圧は、開放すべき原子炉圧力容器１内の水位１３と、蒸気凝縮伝熱管内の水位１５との静水圧差とする。原子炉圧力容器１内の水位１３が設定値まで下がると、バネ式弁２５の両側の差圧が設定値に達し、バネ式弁２５が外部からの動力及び作動信号無しに機械的に開放し、ＩＣが作動する。本実施例における復水弁７７は、実施例６における破裂弁２０cを用いた非常用復水システムと比べ、ＩＣが一度作動した後も弁の取替えを必要としないという利点をもつ。

本発明の実施例８における復水弁を、図１０を用いて説明する。本実施例によれば、原子炉圧力容器１内の圧力が一定値以上まで上昇するか、または水位が一定値以下まで低下すると、復水弁７８を外部からの動力及び作動信号無しに機械的に開放できる。本実施例では、凝縮水戻し管５を２つの並列した第１凝縮水戻し管２６aと第２凝縮水戻し管２６bに分岐することを特徴とする。

第１凝縮水戻し管２６aと第２凝縮水戻し管２６bは、蒸気凝縮伝熱管４側及び原子炉圧力容器１側において、１つの凝縮水戻し管５に合流する。第１凝縮水戻し管２６a上には、凝縮水戻し管５上で蒸気凝縮伝熱管４に近い側から直列に配置された破裂弁２０aと逆止弁２１を有する第１復水弁７８aが設置されている。第１復水弁７８aは、ここでは実施例１における復水弁と同じ構造とした例を示したが、実施例２〜５の復水弁を用いてもよい。

第２凝縮水戻し管２６b上には、破裂弁２０cを有する第２復水弁７８bが設置されている。第２復水弁７８bは、ここでは実施例６における復水弁と同じ構造とした例を示したが、実施例７の復水弁を用いてもよい。

原子炉圧力容器１内の圧力が設定値まで上昇すると、第１凝縮水戻し管２６a上に設置した第１復水弁７８aの破裂弁２０aの両側の差圧が破裂弁２０aを開放する設定値に達し、破裂弁２０aが外部からの動力及び作動信号無しに機械的に開放し、ＩＣが作動する。

一方、原子炉圧力容器１内の水位１３が設定値まで低下すると、第２凝縮水戻し管２６b内に設置した第２復水弁７８bの破裂弁２０cの両側の差圧が破裂弁２０cを開放する設定値に達し、破裂弁２０cが外部からの動力及び作動信号無しに機械的に開放し、ＩＣが作動する。

１…原子炉圧力容器、２…蒸気引き込み管、３…伝熱管冷却プール、４…蒸気凝縮伝熱管、５…凝縮水戻し管、７、７１、７２、７３、７４、７５、７６、７７、７８ａ、７８ｂ…復水弁、１１…圧力計、１２…水位計、１３…原子炉圧力容器内水位、１５…蒸気凝縮伝熱管内水位、１６…ガスベント管、１７…ガスベント管制御弁、１８…サプレッションプール、１９…ガスベント管制御弁駆動系、２０a、２０b、２０c…破裂弁、２１…逆止弁、２２…流体力駆動式破壊弁、２３…衝突体、２４…圧力逃がし弁、２５…バネ式弁、２６a…第１凝縮水戻し管、２６b…第２凝縮水戻し管、２７a…第１復水弁、２７b…第２復水弁

Claims (9)

1. 原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器から蒸気を抜き取る蒸気引き込み管と、該蒸気引き込み管から導入された蒸気を凝縮する蒸気凝縮伝熱管と、該蒸気凝縮伝熱管に接続されて前記蒸気凝縮伝熱管内の凝縮水を前記原子炉圧力容器に戻す凝縮水戻し管と、内部に水を貯蔵し前記蒸気凝縮伝熱管をその水中に設置する伝熱管冷却プールを有する原子力プラントの非常用復水システムにおいて、
   前記凝縮水戻し管上に少なくとも１つの復水弁を設置し、前記復水弁は前記原子炉圧力容器が通常運転時の作動状態からシフトしたことに起因する原子炉圧力容器の圧力変化または水位変化に応じて機械的に開放することを特徴とする原子力プラントの非常用復水システム。
2. 請求項１に記載した原子力プラントの非常用復水システムにおいて、前記復水弁は前記凝縮水戻し管内の圧力が一定値を超えると機械的に開放することを特徴とする原子力プラントの非常用復水システム。
3. 請求項１に記載した原子力プラントの非常用復水システムにおいて、前記復水弁は、前記原子炉圧力容器の水位と蒸気凝縮伝熱管内の水位との差により、前記該復水弁の前記蒸気凝縮伝熱管側の圧力が前記復水弁の前記原子炉圧力容器側の圧力よりも一定値以上高くなると機械的に開放することを特徴とする原子力プラントの非常用復水システム。
4. 請求項１に記載した原子力プラントの非常用復水システムにおいて、前記凝縮水戻し管は並列に設置された少なくとも２つの凝縮水戻し管から構成され、前記第１凝縮水戻し管上には前記凝縮水戻し管内の圧力が一定値を越えると機械的に開放する第１復水弁が設置されており、前記第２凝縮水戻し管上には、前記原子炉圧力容器の水位と蒸気凝縮伝熱管内の水位との差により、前記蒸気凝縮伝熱管側の圧力が前記原子炉圧力容器側の圧力よりも一定値以上高くなると機械的に開放する第２復水弁が設置されていることを特徴とする原子力プラントの非常用復水システム。
5. 請求項１、２又は４のいずれかに記載した原子力プラントの非常用復水システムにおいて、前記復水弁は直列に配置された少なくとも２つの弁を有し、そのうち前記凝縮水伝熱管側の弁は、弁両側の圧力差により開放する破裂弁またはバネ式弁からなり、前記原子炉圧力容器側の弁は、前記原子炉圧力容器側から前記凝縮水伝熱管側へ向かう流体を遮断する逆止弁であることを特徴とする原子力プラントの非常用復水システム。
6. 請求項１、２又は４のいずれかに記載した原子力プラントの非常用復水システムにおいて、前記復水弁は直列に配置された少なくとも２つの弁を有し、そのうち前記凝縮水伝熱管側の弁は、弁両側の圧力差により機械的に開放する破裂弁またはバネ式弁からなり、前記原子炉圧力容器側の弁は、外部からの撃力により破裂する流体力駆動式破壊弁と衝突体を有し、該衝突体は前記２つの弁および前記凝縮水戻し管の管壁によって密閉された低圧室内で前記凝縮水戻し管の管軸方向に移動可能としたことを特徴とする原子力プラントの非常用復水システム。
7. 請求項１、２又は４のいずれかに記載した原子力プラントの非常用復水システムにおいて、前記復水弁は直列に配置された弁両側の圧力差により機械的に開放する破裂弁またはバネ式弁からなる少なくとも２つの弁を有し、前記２つの弁のうち前記原子炉圧力容器側の弁が開く弁両側の圧力差は、前記凝縮水伝熱管側の弁が開く弁両側の圧力差よりも低い値とし、かつ前記原子炉圧力容器側の弁と前記凝縮水伝熱管側の弁の間には、前記原子炉圧力容器側から前記凝縮水伝熱管側へ向かう流体を遮断する逆止弁が取り付けられていることを特徴とする原子力プラントの非常用復水システム。
8. 請求項５乃至７のいずれかに記載した原子力プラントの非常用復水システムにおいて、前記復水弁を構成する少なくとも２つの弁および前記凝縮水戻し管の管壁によって密閉された低圧室に圧力逃がし弁を接続し、前記低圧室の圧力を原子炉圧力容器起動開始時の圧力と同じかまたはそれよりも低い圧力に保持することを特徴とする原子力プラントの非常用復水システム。
9. 請求項３または４に記載した原子力プラントの非常用復水システムにおいて、前記復水弁は弁両側の圧力差により機械的に開放する単一の破裂弁またはバネ式弁からなることを特徴とする原子力プラントの非常用復水システム。

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