JP2012229959A - 原子力プラント - Google Patents

Abstract

【課題】格納容器内の給水管が破断した場合、この格納容器の内部における圧力及び温度の上昇を抑制する原子力プラントを提供する。
【解決手段】原子力プラント１０は、核反応熱により炉水を水蒸気にする原子炉圧力容器１１と、この水蒸気の熱エネルギーを運動エネルギーに変換する高圧タービン１３及び低圧タービン１４と、熱エネルギーを放出した水蒸気を冷却して凝縮水１６にする復水器１５と、この復水器１５から原子炉圧力容器１１に戻る凝縮水１６が流動する配管３０と、原子炉圧力容器１１を格納する格納容器１２の内部に凝縮水１６が流出したことを検知する検知部４２と、その検知結果に基づいて配管３０に冷却水４８を放出する蓄水部４０と、を備えている。
【選択図】 図１

Description

本発明は、事故の発生を想定した原子力プラントに関する。

沸騰水型軽水炉を用いた原子力プラントでは、原子炉圧力容器で発生した蒸気を主蒸気管によって直接タービンまで誘導し、復水器にて凝縮させた後、この凝縮水をポンプで原子炉圧力容器に戻すサイクルを繰り返している。
ここで、原子炉圧力容器に接続する配管が損傷し、格納容器の内部に凝縮水が流出するような事故の発生を想定する。

この場合、原子炉がスクラムして主蒸気流量が減少し、凝縮水の加熱源となるタービン抽気も低減するため、流出した凝縮水の温度は徐々に低下する。また、前記したポンプが電動の場合は、原子炉のスクラムと同時にこのポンプもトリップさせ、配管を流動する凝縮水の流量も低減する。これにより、配管が損傷して格納容器の内部に凝縮水が流出しても、その温度上昇および流量が低減し、格納容器内の圧力上昇及び温度上昇が抑制される（例えば、非特許文献１）。

"Modeling of a Power Conversion System with RELAP5-3D/K and Associated Application to the Feedwater Blowdown Licensing Analysis for the ABWR Containment Design", Liang, T. K. S. et al., Nuclear Technology, 153, pp184 (2006)

しかし、格納容器の内部において配管がさらに激しく損傷した場合は、圧力容器側はもとより、ポンプ側からも大量の凝縮水が格納容器内に流出し、減圧沸騰して蒸気となり格納容器の内圧及び温度を上昇させる。そのような事故の発生を想定した場合、格納容器の健全性を確保するために設計上考慮される最高使用圧力・温度の条件が過剰になる課題があった。

本発明はこのような事情を考慮してなされたもので、格納容器内の配管が破損した場合、この格納容器の内部における圧力及び温度の上昇を抑制する原子力プラントを提供することを目的とする。

原子力プラントにおいて、核反応熱により炉水を水蒸気にする原子炉圧力容器と、熱エネルギーを運動エネルギーに変換した後の前記水蒸気が冷却されてなる凝縮水を前記原子炉圧力容器に導く配管と、原子炉圧力容器を格納する格納容器の内部に前記凝縮水が流出したことを検知する検知部と、前記検知結果に基づいて前記配管に冷却水を放出する蓄水部と、を備えることを特徴とする。

本発明により、格納容器内の給水管が破断した場合、この格納容器の内部における圧力及び温度の上昇を抑制する原子力プラントが提供される。

本発明に係る原子力プラントの第１実施形態を示す概略図。 本発明に係る原子力プラントの第２実施形態を示す概略図。 本発明に係る原子力プラントの第３実施形態を示す概略図。 本発明に係る原子力プラントの第４実施形態を示す概略図。 第４実施形態に係る原子力プラントの変形例を示す概略図。 本発明に係る原子力プラントの第５実施形態を示す概略図。 本発明に係る原子力プラントの第６実施形態を示す概略図。 各実施形態に係る原子力プラントに適用される蓄水部の断面図。

（第１実施形態）
以下、本発明の実施形態を添付図面に基づいて説明する。
図１に示すように第１実施形態に係る原子力プラント１０は、核反応熱により炉水を水蒸気にする原子炉圧力容器１１と、この水蒸気の熱エネルギーを運動エネルギーに変換する高圧タービン１３及び低圧タービン１４と、熱エネルギーを放出した水蒸気を冷却して凝縮水１６にする復水器１５と、この復水器１５から原子炉圧力容器１１に戻る凝縮水１６が流動する配管３０と、原子炉圧力容器１１を格納する格納容器１２の内部に凝縮水１６が流出したことを検知する検知部４２と、その検知結果に基づいて配管３０に冷却水４８を放出する蓄水部４０と、を備えている。

原子炉圧力容器１１は、内部に満たされた炉水を核燃料（図示略）の燃焼エネルギーにより蒸気に変換し、この蒸気は主蒸気配管２０を経由して高圧タービン１３、さらに低圧タービン１４に送られて運動エネルギーを発生させる。この運動エネルギーはさらに発電機（図示略）により電気エネルギーに変換される。そして、エネルギーを喪失した蒸気は、復水器１５により凝縮水１６となり、配管３０を経由して再び原子炉圧力容器１１に戻される。

格納容器１２は、原子炉圧力容器１１及び一次冷却系の設備（図示略）をすべて格納することにより、事故が発生した場合、放射性物質の放散に対する障壁を形成している。この格納容器１２を貫通する主蒸気配管２０には、その内側と外側に一対の主蒸気隔離弁２１が設けられており、格納容器１２を貫通する配管３０には、その内側と外側に一対の逆止弁３２が設けられている。

配管３０は、脱塩器（図示略）、ろ過器（図示略）等が設けられ、さらに下流において複数経路に分岐して（図では２経路）、それぞれの分岐路に設けられたポンプ３６により凝縮水１６を流動させる。このポンプ３６は、電力駆動する場合の他に、タービン抽気導入管２３から駆動力を得る場合がある。

このポンプ３６の入り口において凝縮水１６は、３０〜４０℃程度の温度であるが、その出口に設けられた加熱手段３４により、２１０℃程度に昇温される。この加熱手段３４は、タービン抽気導入管２２から熱源を得ており、熱交換したタービン抽気はドレン３５に送られる。

ヘッダ部３３は、分岐した各経路にて昇温された凝縮水１６を合流させて温度及び圧力を均一化させるものである。
このヘッダ部３３を通過した凝縮水１６は、再び複数の配管３０に分岐されて、流量計３１及び逆止弁３２を経由して圧力容器１１に戻される。

ここで、原子炉の運転状態の異常や、地震等の外乱が検知されて原子炉を緊急停止（スクラム）させた場合を想定する。さらに、格納容器１２の内部の配管３０が破損して凝縮水１６が流出するといった事故に発展したことを想定する。
スクラム信号が発せられると、炉心に制御棒（図示略）が挿入され、主蒸気隔離弁２１が閉止し、電力により駆動するポンプ３６ａにはトリップ信号が発せられる。
これにより、タービン抽気導入管２２，２３の出力も停止するために、タービン抽気により駆動するポンプ３６ｂや、熱交換を行う加熱手段３４も機能停止する。

しかし、原子炉をスクラムさせてもすぐに主蒸気配管２０における蒸気の流れが完全停止するわけではないので、しばらくの間は加熱手段３４による凝縮水１６の加熱は継続する。同様に、電力駆動するポンプ３６ａについても、トリップ信号を受信しても慣性力によりしばらく回転するために、完全に停止するまで配管３０の破断口からの凝縮水１６の流出は継続する。
タービン抽気により駆動するポンプ３６ｂについては、主蒸気隔離弁２１が閉止された後も、しばらくの間はタービン抽気が供給され続けるので、ポンプ慣性の影響もあいまって、配管３０の破断口からの凝縮水１６の流出はさらに長く続くと考えられる。

蓄水部４０は、接続先の配管３０の定格運転時の内部圧力と同等又は高い圧力となるように、この配管３０よりも高い位置に設置され、内部には冷却水４８が貯留されている。
蓄水部４０は、図８に示すように、加圧ガス４９等により加圧されたピストン４７を変位させることにより冷却水４８を放出する。この加圧ガス４９は、外部から配管４５及び弁４６を介して蓄水部４０に封入される。

蓄水部４０では、貯留された冷却水４８と加圧ガス４９との領域がピストン４７によって隔てられている。蓄水部４０の内部をこのように構成することにより、蓄水部４０が作動し冷却水４８が配管３０に流入した後、加圧ガス４９が追随して配管３０に入るのを防止する。これにより、加圧ガス４９が配管３０の破損箇所から格納容器１２に流出し、減圧膨張して内部圧力を上昇させることを防止する。

蓄水部４０は、第１実施形態（図１）において、作動弁４１を介してヘッダ部３３に接続されている。そして、検知部４２の作動信号により作動弁４１は、常閉状態から開弁状態に変化して、蓄水部４０から冷却水４８がヘッダ部３３に放出される。
これにより、配管３０の破断口から流出する凝縮水１６の温度は低下して、格納容器１２の内部の圧力及び温度の上昇が抑制され、格納容器１２にかかる負荷が軽減される。

検知部４２は、格納容器１２の圧力センサ４３及び配管３０の流量計３１のうち少なくとも一つからの信号に基づいて、作動弁４１の作動信号を出力するものである。
つまり、格納容器１２の内部において配管３０が破損して凝縮水１６が流出するような事故が発生すると、格納容器１２の内部圧力が上昇して圧力センサ４３の検出値は増大する。そして、破損した配管３０ａに接続する流量計３１ａの値は、定格値に比べて大きな値を示す。

検知部４２は、このような値の変化をあらかじめ定めた閾値に照らし、作動弁４１を閉状態に維持するか開状態に切り替えるかを判断する。また、この作動弁４１を開状態に切り替えるのに同期して、電力により駆動するポンプ３６ａに対してはトリップ信号を出力する。

作動弁４１が開状態に切り替わると、蓄水部４０と接続先の配管３０との圧力差により、冷却水４８が流入する。流入した冷却水４８は、ポンプ３６から加熱手段３４を介して流動する高温の凝縮水１６に混合し、配管３０の破損箇所からの流出水の温度を低下させる。この結果、格納容器１２の内部に流出した凝縮水が蒸気化するのを防止し、配管３０が破損してからポンプ３６が完全停止するまでの間に、格納容器１２の内部の圧力・温度が上昇することを抑制する。これにより、事故が発生した場合に、格納容器１２にかかる負担を低減することができる。

なお、上述の説明において、検知部４２は、圧力センサ４３及び流量計３１の両方の信号を考慮して作動弁４１の開閉動作を制御することとしたが、流量計３１の信号のみを考慮してその開閉動作を制御してもよい。
つまり、配管３０ａにおいて破損が発生すると、この配管３０ａの流量は急増し、管内圧力は定格時よりも低下する。一方、この配管破損に伴い圧力容器１１の内部圧力も低下するが、その低下速度は配管３０ａの圧力低下速度よりも緩やかである。このため、配管３０aの破損直後においては、健全な配管３０ｂの圧力は圧力容器１１の方が大きく、逆止弁３２によって健全な配管３０ｂの流れは遮断される。

したがって、破損した配管３０ａの流量計３１ａは定格値よりも大幅に値が増加し、逆に健全な配管３０ｂの流量計３１ｂの値はほとんど０になる。よって、複数の配管３０（３０ａ，３０ｂ）のそれぞれに接続される流量計３１（３１ａ，３１ｂ）の差が閾値を超えた場合に配管３０が破損したと判断することができる。
この場合、格納容器１２の内部圧力が上昇する前に、蓄水部４０から冷却水４８を流入させることができる。これにより、事故が発生した場合、より早い段階で、格納容器１２の内部の圧力・温度の上昇が抑制され、格納容器１２にかかる負担がより一層低減される。

（第２実施形態）
図２に示すように第２実施形態に係る原子力プラント１０において、蓄水部４０は、凝縮水１６を加熱する加熱手段３４の出口側に接続されている。
なお、図２において図１と同一又は相当する部分は、同一符号で示し、重複する説明を省略する。

第２実施形態では、分岐したポンプ３６ａ，３６ｂから圧力容器１１にいたるまでの配管３０ａ，３０ｂがそれぞれ完全に分離している。そして、この配管３０ａ，３０ｂのそれぞれに対し、蓄水部４０ａ，４０ｂが個別に設けられ、作動弁４１ａ，４１ｂもそれぞれ個別に設けられている。
これら流量計３１ａ，３１ｂの信号値のうち少なくとも一方が閾値を超えた高流速を出力し、さらに格納容器１２の圧力センサ４３の信号値も閾値を超えた高圧力を出力したとする。

すると、検知部４２は、配管３０のうち格納容器１２の内部で破損した配管３０ａを判定し、対応する作動弁４１ａを開動作し、蓄水部４０aの冷却水４８をこの配管３０ａに注入させる。
第２実施形態では、破損した配管３０ａと健全な配管３０ｂがそれぞれ完全に分離しているために、健全側のポンプ３６ｂから送られる凝縮水１６が破損した配管３０ａに流出することを防止する。このために、破損した配管３０ａから格納容器１２内部への凝縮水１６の流出量を低減することができ、格納容器１２内部の圧力・温度の上昇を抑制するのに必要な蓄水部４０からの冷却水４８の供給量も低減できる。これにより、蓄水部４０における冷却水４８の保持圧を低減することができ設計合理化を図ることができる。

（第３実施形態）
図３に示すように第３実施形態に係る原子力プラント１０において、蓄水部４０は、分岐している複数の配管３０に共有されている。
なお、図３において図１と同一又は相当する部分は、同一符号で示し、重複する説明を省略する。

第３実施形態のように、配管３０ａ，３０ｂがそれぞれ独立している場合も、接続する蓄水部４０を共有すれば、この蓄水部４０を１基ですますことができ、機器の設置スペースを低減することができる。

（第４実施形態）
図４及び図５に示すように第４実施形態に係る原子力プラント１０において、蓄水部４０は、凝縮水１６を流動させるポンプ３６の入口側に接続されている。
なお、図４において図１と同一又は相当する部分は、同一符号で示し、重複する説明を省略する。

第４実施形態では、蓄水部４０が作動弁４１を介して、ポンプ３６よりも上流側の配管３０に接続されている。このように構成されることにより、ポンプ３６の上流側の圧力はその下流側よりも低いため、冷却水４８を蓄水部４０から配管３０に流入させるのに必要な圧力を小さくすることができる。これにより、ポンプ３６の下流側よりも上流側に設置したほうが蓄水部４０の設計を簡易化することができる。

特に、図５のようにポンプ３６の上流側に脱気部４４のような、複数の系統から来た給水およびドレンが混合する機器が設置されている場合は、そこに蓄水部４０を、作動弁４１を介して連通させてもよい。

（第５実施形態）
図６に示すように第５実施形態に係る原子力プラント１０において、蓄水部４０は、凝縮水１６を加熱する加熱手段３４の各々に接続されている。
なお、図６において図１と同一又は相当する部分は、同一符号で示し、重複する説明を省略する。

第５実施形態では、検知部４２が流量計３１ａ，３１ｂの値、及び格納容器１２の圧力値を閾値超えで検知したことによって配管３０の破損が判定されると、各加熱手段３４に接続された作動弁４１が開動作して、蓄水部４０内の冷却水が加熱手段３４の胴内に流入する。この結果、加熱手段３４の胴側の圧力・温度が低下し、ポンプ３６から供給される凝縮水１６の温度を下げることができる。また、蓄水部４０の接続先を加熱手段３４の胴側とすることができるため、給水系統に直接接続する必要がなく、冷却水４８を流入させるのに必要な蓄水部４０の内圧を低く設定できる。

（第６実施形態）
図７に示すように第６実施形態に係る原子力プラント１０において、蓄水部４０は、凝縮水１６を配管３０に流動させるポンプ３６を駆動するタービン抽気導入管２３に接続されている。
なお、図７において図１と同一又は相当する部分は、同一符号で示し、重複する説明を省略する。

第６実施形態では、駆動機構としてポンプ用タービンの設置されたポンプ３６を用いる場合において、タービン抽気導入管２３に作動弁４１を介して蓄水部４０が接続されている。格納容器１２の内部における配管３０の破損が検知されると作動弁４１が開動作し、蓄水部４０に保持される冷却水４８が導入管２３へ流入し、ポンプ用タービンに流入する蒸気のエンタルピを急速に低下させる。この結果、格納容器１２の内部において配管３０が破損して凝縮水１６が流出するような事故が発生すると、タービン抽気により駆動するポンプ３６の出力を早期に低下させることができ、流出量を抑制することができる。

本発明は前記した実施形態に限定されるものでなく、共通する技術思想の範囲内において、適宜変形して実施することができる。

１０…原子力プラント、１１…原子炉圧力容器、１２…格納容器、１３…高圧タービン、１４…低圧タービン、１５…復水器、１６…凝縮水、２０…主蒸気配管、２１…主蒸気隔離弁、２２，２３…タービン抽気導入管、３０（３０ａ，３０ｂ）…配管、３１（３１ａ，３１ｂ）…流量計、３２…逆止弁、３３…ヘッダ部、３４…加熱手段、３５…ドレン、３６（３６ａ，３６ｂ）…ポンプ、４０…蓄水部、４１…作動弁、４２…検知部、４３…圧力センサ、４４…脱気部、４７…ピストン、４８…冷却水、４９…加圧ガス。

Claims (10)

1. 核反応熱により炉水を水蒸気にする原子炉圧力容器と、
   熱エネルギーを運動エネルギーに変換した後の前記水蒸気が冷却されてなる凝縮水を前記原子炉圧力容器に導く配管と、
   原子炉圧力容器を格納する格納容器の内部に前記凝縮水が流出したことを検知する検知部と、
   前記検知結果に基づいて前記配管に冷却水を放出する蓄水部と、を備えることを特徴とする原子力プラント。
2. 請求項１に記載の原子力プラントにおいて、
   前記検知部は、前記格納容器の圧力センサ及び前記配管の流量計のうち少なくとも一つからの信号を受信することを特徴とする原子力プラント。
3. 請求項１又は請求項２に記載の原子力プラントにおいて、
   前記蓄水部は、分岐して加熱された前記凝縮水を合流させるヘッダ部に接続されることを特徴とする原子力プラント。
4. 請求項１又は請求項２に記載の原子力プラントにおいて、
   前記蓄水部は、前記凝縮水を加熱する加熱手段の出口側に接続されることを特徴とする原子力プラント。
5. 請求項１又は請求項２に記載の原子力プラントにおいて、
   前記蓄水部は、分岐している複数の配管に共有されることを特徴とする原子力プラント。
6. 請求項１又は請求項２に記載の原子力プラントにおいて、
   前記蓄水部は、前記凝縮水を流動させるポンプの入口側に接続されることを特徴とする原子力プラント。
7. 請求項６に記載の原子力プラントにおいて、
   前記蓄水部は、前記ポンプの入口側に設けられる脱気部に接続されることを特徴とする原子力プラント。
8. 請求項１又は請求項２に記載の原子力プラントにおいて、
   前記蓄水部は、前記凝縮水を加熱する加熱手段の各々に接続されることを特徴とする原子力プラント。
9. 請求項１又は請求項２に記載の原子力プラントにおいて、
   前記蓄水部は、前記凝縮水を前記配管に流動させるポンプを駆動するタービン抽気の導入管に接続されることを特徴とする原子力プラント。
10. 請求項１から請求項９のいずれか１項に記載の原子力プラントにおいて、
    前記蓄水部は、加圧されたピストンを変位させることにより前記冷却水を放出することを特徴とする原子力プラント。

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