JP2013076578A - Nuclear reactor cooling system - Google Patents

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Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To extend operation time with the same water amount in a nuclear reactor cooling system which operates without a power source.SOLUTION: A nuclear reactor cooling system includes: a steam supply pipe 2 to remove steam from a nuclear reactor pressure vessel 1; a first chamber 21 installed outside a nuclear reactor containment 3; a first heat exchanger 4 installed in the first chamber; a second chamber 22 installed at the lower part of the first chamber for storing cooling water; a second heat exchanger 5 installed in the second chamber; a communication hole 9 for communicating between the first chamber and the second chamber; and a water returning pipe 7 for returning water condensed by the second heat exchanger 5 into the nuclear reactor pressure vessel.

Description

本発明は原子力発電プラントに用いられる原子炉冷却システムに関する。   The present invention relates to a reactor cooling system used in a nuclear power plant.

原子力発電システム（例えば、沸騰水型軽水炉（Boiling Water Reactor（以下、ＢＷＲと称す））は、原子炉停止後も炉心の崩壊熱を除去して原子炉を冷却する必要がある。通常は、原子炉圧力容器から一部の水を抜き取り、それを海水と熱交換する熱交換器を通して冷却して原子炉圧力容器に戻すことで、崩壊熱を除去している。この種の原子炉冷却システムは、原子炉からの水の抜き取りおよび冷却用の海水の汲み上げに電動ポンプを使用しているため、システムの動作には電気が必要である。また、非常用の原子炉冷却システムとしては、原子炉の冷却水を熱交換器に引き込み、電動のファンで空気を送ることで冷却するものが特開２０１０−２５６３２２号公報に開示されている。このシステムも電動ファンを使用しているためシステムの動作に電気が必要である。したがって、原子炉への外部からの送電が止まるような異常事象発生時には、原子炉に設置された非常用発電機が起動して、原子炉冷却システムを運転するようになっている。   Nuclear power generation systems (for example, Boiling Water Reactor (hereinafter referred to as BWR)) need to cool the reactor by removing the decay heat of the core even after the reactor is shut down. By removing some water from the reactor pressure vessel, cooling it through a heat exchanger that exchanges heat with seawater and returning it to the reactor pressure vessel, this kind of reactor cooling system is removed. Since the electric pump is used to draw water from the reactor and pump the seawater for cooling, electricity is necessary for the operation of the system. Japanese Laid-Open Patent Publication No. 2010-256322 discloses a system in which cooling water is drawn into a heat exchanger and cooled by sending air with an electric fan, which also uses an electric fan. Electricity is required for the operation, so an emergency generator installed in the reactor is activated to operate the reactor cooling system in the event of an abnormal event that stops power transmission from the outside to the reactor. It has become.

この点を鑑みて、原子炉への外部からの送電が止まったときにも電源無しに原子炉の冷却が可能なシステムとして、例えば特開昭６２−１８２６９７号公報に記載されている非常用復水器が提案されている。非常用復水器は、原子炉圧力容器から蒸気を抜き取り、プール水中に設置した伝熱管を通すことで蒸気を凝縮させ、凝縮水を原子炉圧力容器に戻すシステムである。非常用復水器は、凝縮した水の重さ（水頭）を駆動力として動作するため、電源無しに動作することが可能である。   In view of this point, as a system capable of cooling the reactor without power supply even when power transmission from the outside to the reactor is stopped, for example, an emergency recovery described in JP-A-62-182697 is disclosed. A water vessel has been proposed. The emergency condenser is a system that extracts steam from a reactor pressure vessel, condenses the steam by passing through a heat transfer tube installed in pool water, and returns the condensed water to the reactor pressure vessel. The emergency condenser operates using the condensed water weight (water head) as a driving force, and thus can operate without a power source.

特開２０１０−２５６３２２号公報JP 2010-256322 A 特開昭６２−１８２６９７号公報JP-A-62-182697

特開昭６２−１８２６９７号公報に記載されている非常用復水器は、上述のように電気無しに動作可能であるが、その動作時間は冷却用のプール水量で制約される。炉心の崩壊熱は冷却用のプールで回収されるため、プール水は徐々に加熱され、プール水温が沸点に達した後、プール水は蒸発することになる。すなわち、プール水が蒸発して無くなった時点で非常用復水器は実質的に動作が停止してしまう。また、非常用復水器の冷却プールはその動作原理から、原子炉圧力容器よりも上部に設置する必要があり、耐震性、建設コストの観点から、プール水量は極力少ない方が良い。   The emergency condenser described in JP-A-62-182697 can be operated without electricity as described above, but its operation time is limited by the amount of pool water for cooling. Since the decay heat of the core is recovered in the cooling pool, the pool water is gradually heated, and the pool water evaporates after the pool water temperature reaches the boiling point. That is, the operation of the emergency condenser stops substantially when the pool water evaporates and disappears. Moreover, the cooling pool of the emergency condenser needs to be installed above the reactor pressure vessel from the principle of operation. From the viewpoint of earthquake resistance and construction cost, the pool water volume should be as small as possible.

なお、特開２０１０−２５６３２２号の公報に記載されている空気冷却式の冷却システムは、空気冷却による除熱量が一般的に小さいことから、十分な除熱量を確保するためには電動のファンなどで空気を循環させる必要がある。このようなシステムの動作には電源の確保が不可欠である。   The air cooling type cooling system described in Japanese Patent Application Laid-Open No. 2010-256322 generally has a small amount of heat removal by air cooling, so that an electric fan or the like is used to secure a sufficient amount of heat removal. It is necessary to circulate air. It is essential to secure a power supply for the operation of such a system.

本発明は、電源無しに動作する原子炉冷却システムにおいて、同一の水量での動作時間を延長することを目的とする。   It is an object of the present invention to extend the operation time with the same amount of water in a reactor cooling system that operates without a power source.

本発明は、上記目的を達成するために、原子炉格納容器内の原子炉圧力容器から蒸気を抜き取るための蒸気供給配管と、前記原子炉格納容器の外部に設置された第１チャンバと、当該第１チャンバ内に設置され、前記蒸気供給配管内の蒸気を冷却するための第１熱交換器と、前記第１チャンバの下方に設置され、冷却水が貯蔵される第２チャンバと、当該第２チャンバ内に設置され、前記第１熱交換器で冷却された蒸気を冷却するための第２熱交換器と、前記第１チャンバと前記第２チャンバを連通するための連通孔と、前記第２熱交換器で凝縮した水を前記原子炉圧力容器内に戻すための水戻し配管とを備えるものとする。   To achieve the above object, the present invention provides a steam supply pipe for extracting steam from a reactor pressure vessel in a reactor containment vessel, a first chamber installed outside the reactor containment vessel, A first heat exchanger installed in the first chamber for cooling the steam in the steam supply pipe; a second chamber installed below the first chamber for storing cooling water; A second heat exchanger installed in two chambers for cooling the steam cooled by the first heat exchanger, a communication hole for communicating the first chamber and the second chamber, and the first It shall be provided with the water return piping for returning the water condensed with 2 heat exchangers in the said reactor pressure vessel.

本発明によれば、原子炉冷却システムにおける同一の水量での動作時間を延長することができる。   According to the present invention, it is possible to extend the operation time with the same amount of water in the reactor cooling system.

本発明の第１の実施の形態に係る原子炉冷却システムの構成図。The block diagram of the reactor cooling system which concerns on the 1st Embodiment of this invention. 従来の原子炉冷却システムの構成図。The block diagram of the conventional nuclear reactor cooling system. 本発明の第２の実施の形態に係る原子炉冷却システムの構成図。The block diagram of the reactor cooling system which concerns on the 2nd Embodiment of this invention. 本発明の第３の実施の形態に係る原子炉冷却システムの構成図。The block diagram of the reactor cooling system which concerns on the 3rd Embodiment of this invention.

発明者らは、電源無しに動作する原子炉冷却システム（非常用復水器）の動作時間を延長するには、空気冷却の熱交換器と水冷却の熱交換器を直列に接続し、原子炉圧力容器から抜き取った蒸気をまずは空気冷却の熱交換器で冷却した後、水冷却の熱交換器で冷却し、さらに水冷却の熱交換器を冷却するためのプール水（冷却水）が蒸発して発生した蒸気を利用して、空気冷却の熱交換器の除熱量を増加させれば良いとの結論に達した。これにより、水冷却の熱交換器での除熱量を減少できるため、プール水の蒸発量を減少でき、同一のプール水量条件での非常用復水器の動作時間を延長することができる。   In order to extend the operating time of a reactor cooling system (emergency condenser) that operates without a power source, the inventors connected an air-cooled heat exchanger and a water-cooled heat exchanger in series, The steam extracted from the furnace pressure vessel is first cooled with an air-cooled heat exchanger, then cooled with a water-cooled heat exchanger, and pool water (cooling water) for cooling the water-cooled heat exchanger is evaporated. It was concluded that it would be sufficient to increase the heat removal amount of the air-cooled heat exchanger using the steam generated. Thereby, since the heat removal amount in the water-cooled heat exchanger can be reduced, the evaporation amount of the pool water can be reduced, and the operation time of the emergency condenser can be extended under the same pool water amount condition.

以下、上記の検討結果を反映した本発明の実施の形態について図面を用いて説明する。
図１は本発明の第１の実施の形態に係る原子炉冷却システムの構成図である。この図に示す原子炉冷却システムは、原子力発電プラントに用いられるものであり、蒸気供給配管２と、空気冷却熱交換器（以下、第１熱交換器と称することがある）４と、第１熱交換器４を収納するためのチャンバ（以下、第１チャンバと称することがある）２１と、水冷却熱交換器（以下、第２熱交換器と称することがある）５と、第２熱交換器５を収納するためのチャンバ（以下、第２チャンバと称することがある）２２と、連通孔９と、水戻し配管７と、起動弁８を備えている。 Hereinafter, embodiments of the present invention reflecting the above examination results will be described with reference to the drawings.
FIG. 1 is a configuration diagram of a reactor cooling system according to a first embodiment of the present invention. The reactor cooling system shown in this figure is used in a nuclear power plant, and includes a steam supply pipe 2, an air cooling heat exchanger (hereinafter sometimes referred to as a first heat exchanger) 4, a first A chamber (hereinafter also referred to as a first chamber) 21 for housing the heat exchanger 4, a water cooling heat exchanger (hereinafter also referred to as a second heat exchanger) 5, and a second heat A chamber (hereinafter also referred to as a second chamber) 22 for housing the exchanger 5, a communication hole 9, a water return pipe 7, and a start valve 8 are provided.

蒸気供給配管２は、原子炉格納容器３内に設置された原子炉圧力容器１から蒸気を抜き取るため配管である。蒸気供給配管２における圧力容器１側の端部は、圧力容器１の上部に形成される蒸気領域に開口するように圧力容器１に接続されている。蒸気供給配管２における他方の端部は、原子炉格納容器３の壁面に設けた貫通部を介して第１熱交換器４に接続されている。なお、図１には示していないが、格納容器３における貫通部の前後には隔離弁が設置されており、これら隔離弁は通常時には閉じられている。   The steam supply pipe 2 is a pipe for extracting steam from the reactor pressure vessel 1 installed in the reactor containment vessel 3. The end of the steam supply pipe 2 on the pressure vessel 1 side is connected to the pressure vessel 1 so as to open to a steam region formed in the upper portion of the pressure vessel 1. The other end of the steam supply pipe 2 is connected to the first heat exchanger 4 through a through part provided on the wall surface of the reactor containment vessel 3. Although not shown in FIG. 1, isolation valves are provided before and after the penetrating portion in the storage container 3, and these isolation valves are normally closed.

第１チャンバ２１は、原子炉格納容器３の外部に設置され大気開放された部屋である。第１チャンバ２１の内部には第１熱交換器４が設置されている。なお、本実施の形態に係る第１チャンバ２１には、空気取込口１０と、煙突１１が取り付けられている。空気取込口１０は、第１チャンバ２１内に大気（外気）を取り込みやすくして第１熱交換器４による除熱性能を向上するためのものであり、第１チャンバ２１を構成する壁面のうち第１熱交換器４の周囲の少なくとも一部に設けることが好ましい。さらに、本実施の形態における空気取込口１０には、第１チャンバ２１内への雨水の浸入を防ぐ雨よけ設備として雨よけ板（ルーバー）１３が設けられている。雨よけ板１３以外の雨よけ設備としてはフェンスやフィルタ等がある。また、煙突１１は、煙突効果により第１チャンバ２１への大気流入を促進することで第１熱交換器４による除熱性能を向上するためのものであり、第１チャンバ２１を構成する壁面のうち上面（天井）に設けることが好ましい。なお、空気取込口１０、雨よけ設備１３及び煙突１１は省略可能である。   The first chamber 21 is a room installed outside the reactor containment vessel 3 and opened to the atmosphere. The first heat exchanger 4 is installed inside the first chamber 21. In addition, the air intake 10 and the chimney 11 are attached to the 1st chamber 21 which concerns on this Embodiment. The air intake 10 is for improving the heat removal performance of the first heat exchanger 4 by facilitating the intake of the atmosphere (outside air) into the first chamber 21. Among these, it is preferable to provide at least a part of the periphery of the first heat exchanger 4. Furthermore, the air intake 10 in the present embodiment is provided with a rain shield (louver) 13 as a rain protection facility for preventing rain water from entering the first chamber 21. Examples of rain protection equipment other than the rain protection plate 13 include a fence and a filter. The chimney 11 is for improving the heat removal performance of the first heat exchanger 4 by promoting the inflow of air into the first chamber 21 due to the chimney effect. Of these, the upper surface (ceiling) is preferably provided. In addition, the air intake 10, the rain prevention equipment 13, and the chimney 11 can be omitted.

第１熱交換器（空気冷却熱交換器）４は、蒸気供給配管２を介して供給される蒸気と第１チャンバ２１内の空気を熱交換することで当該蒸気を冷却するためのものであり、第１チャンバ２１内に設置されている。なお、空気冷却式の熱交換器（第１熱交換器４）の伝熱性能は一般的に水冷却式の熱交換器（第２熱交換器５）よりも低いため、図１では第１熱交換器４の設置体数は第２熱交換器５よりも増加させた例を示している。第１熱交換器４と第２熱交換器５の設置体数や伝熱管本数などは、必要な除熱性能を考慮して任意に設定することができる。   The first heat exchanger (air cooling heat exchanger) 4 is for cooling the steam by exchanging heat between the steam supplied through the steam supply pipe 2 and the air in the first chamber 21. Are installed in the first chamber 21. The heat transfer performance of the air-cooled heat exchanger (first heat exchanger 4) is generally lower than that of the water-cooled heat exchanger (second heat exchanger 5). An example in which the number of installed heat exchangers 4 is increased from that of the second heat exchanger 5 is shown. The number of installed bodies and the number of heat transfer tubes of the first heat exchanger 4 and the second heat exchanger 5 can be arbitrarily set in consideration of the necessary heat removal performance.

第２チャンバ２２は、第１チャンバ２１の下方に隣接して設置された部屋であり、その内部にはプール水（冷却水）６が貯蔵されている。すなわち第２チャンバ２２は冷却プールとして機能する。また、第１チャンバ２１と第２チャンバ２２を区画する隔壁（すなわち、第１チャンバ２１の底面及び第２チャンバ２２の天井）には両者を連通するための連通孔９が設けられている。   The second chamber 22 is a room installed adjacent to the lower side of the first chamber 21, and pool water (cooling water) 6 is stored therein. That is, the second chamber 22 functions as a cooling pool. In addition, the partition wall (that is, the bottom surface of the first chamber 21 and the ceiling of the second chamber 22) that partitions the first chamber 21 and the second chamber 22 is provided with a communication hole 9 for communicating both.

第２熱交換器（水冷却熱交換器）５は、第１熱交換器４で冷却された蒸気（凝縮した場合には液水）とプール水６を熱交換することで当該蒸気（液水）を冷却するためのものであり、第２チャンバ２２内でプール水６の中に位置するように設置されている。本実施の形態における第２熱交換器５と第１熱交換器４は配管で接続されている。   The second heat exchanger (water-cooled heat exchanger) 5 performs heat exchange between the steam (liquid water when condensed) and the pool water 6 that are cooled by the first heat exchanger 4 so that the steam (liquid water) is exchanged. ) In the second chamber 22 so as to be located in the pool water 6. The second heat exchanger 5 and the first heat exchanger 4 in the present embodiment are connected by piping.

連通孔９は、第２熱交換器５における熱交換で蒸発したプール水（蒸気）６を第２チャンバ２２から第１チャンバ２１内に放出するためのものであり、本実施の形態では第１熱交換器４の下方に位置するように設けられている。図１に示した例では、連通孔９は、第１熱交換器４と第２熱交換器５を略鉛直に接続する伝熱管の外周に位置するように設けられている。   The communication hole 9 is for discharging pool water (steam) 6 evaporated by heat exchange in the second heat exchanger 5 from the second chamber 22 into the first chamber 21. It is provided so as to be positioned below the heat exchanger 4. In the example illustrated in FIG. 1, the communication hole 9 is provided so as to be positioned on the outer periphery of the heat transfer tube that connects the first heat exchanger 4 and the second heat exchanger 5 substantially vertically.

水戻し配管７は、第２熱交換器５で冷却され凝縮した水を原子炉圧力容器１内に戻すための配管であり、第２熱交換器５と原子炉圧力容器１を接続している。水戻し配管７における圧力容器１側の端部は、圧力容器１内の水領域（例えば、炉心（図示せず）の位置の上部）に開口するように圧力容器１に接続することが好ましい。また、水戻し配管７は、蒸気供給配管２と同様に格納容器３の壁面に設けた貫通部を通過しており、当該貫通部の前後には隔離弁（図示せず）が設置されている。   The water return pipe 7 is a pipe for returning the water cooled and condensed by the second heat exchanger 5 into the reactor pressure vessel 1 and connects the second heat exchanger 5 and the reactor pressure vessel 1. . The end of the water return pipe 7 on the pressure vessel 1 side is preferably connected to the pressure vessel 1 so as to open to a water region in the pressure vessel 1 (for example, an upper portion of the position of the core (not shown)). Further, the water return pipe 7 passes through a through portion provided on the wall surface of the containment vessel 3 similarly to the steam supply pipe 2, and isolation valves (not shown) are provided before and after the through portion. .

起動弁（弁装置）８は、本実施の形態に係る原子炉冷却システムを起動するためのものであり、起動弁８を開くと圧力容器１内の蒸気が蒸気供給配管２内に導入される。なお、本実施の形態では、起動弁８を水戻し配管７に設置したが、蒸気供給配管２に設置しても良く、双方の配管２，７に設置しても良い。   The start valve (valve device) 8 is for starting the reactor cooling system according to the present embodiment. When the start valve 8 is opened, the steam in the pressure vessel 1 is introduced into the steam supply pipe 2. . In this embodiment, the start valve 8 is installed in the water return pipe 7, but it may be installed in the steam supply pipe 2 or in both pipes 2, 7.

上記のように構成される原子炉冷却システムにおいて、異常事象が発生する等した場合には、起動弁８を開放する。起動弁８を開放すると、水戻し配管７内と、第１熱交換器及び第２熱交換器５の伝熱管内に溜まった水は、自重により水戻し配管７を介して圧力容器１内に流入する。これにより、原子炉圧力容器１から蒸気供給配管２を介して第１熱交換器４および第２熱交換器５内に蒸気が流入する。   In the reactor cooling system configured as described above, when an abnormal event occurs, the start valve 8 is opened. When the start valve 8 is opened, the water accumulated in the water return pipe 7 and the heat transfer pipes of the first heat exchanger and the second heat exchanger 5 enters the pressure vessel 1 through the water return pipe 7 by its own weight. Inflow. Thus, steam flows from the reactor pressure vessel 1 into the first heat exchanger 4 and the second heat exchanger 5 through the steam supply pipe 2.

このように原子炉冷却システムをしばらく運転すると、第２チャンバ２２内のプール水６は、第２熱交換器５における熱交換によって徐々に温度を上昇し、やがて沸騰を開始する。このように第２チャンバ２２内で発生した蒸気は、連通孔９から第１チャンバ２１内に放出される。この蒸気は空気よりも軽いため、空気取込口１０から第１チャンバ２１内に流入する空気を巻き込んで上昇流となり、第１熱交換器４の周囲を流通しながら煙突１１へ向かう。   As described above, when the reactor cooling system is operated for a while, the pool water 6 in the second chamber 22 gradually increases in temperature due to heat exchange in the second heat exchanger 5 and starts boiling. The vapor generated in the second chamber 22 in this way is discharged into the first chamber 21 from the communication hole 9. Since this vapor is lighter than air, the air flowing into the first chamber 21 from the air intake port 10 is entrained to become an upward flow, and goes to the chimney 11 while circulating around the first heat exchanger 4.

第１熱交換器４は、この上昇流を受けることで伝熱性能（冷却性能）が向上する。第２チャンバ２２からの蒸気と第１チャンバ２１内の空気の混合気体は、第１熱交換器４周囲を通ることで、さらに加熱され、第１熱交換器上部に設置された煙突１１を通ることで煙突効果により加速される。この効果により第１熱交換器４周辺における蒸気と空気の混合気体の流速が高まるので、第１熱交換器４の伝熱性能をさらに向上できる。なお、蒸気供給配管２を介して圧力容器１から抜き取った蒸気は、通常、大気圧より圧力が高く、大気圧下の飽和温度１００℃以上の温度であるため、第２チャンバ２２で発生した蒸気や沸点に達したプール水でも冷却可能である。   The first heat exchanger 4 is improved in heat transfer performance (cooling performance) by receiving this upward flow. The mixed gas of the steam from the second chamber 22 and the air in the first chamber 21 is further heated by passing around the first heat exchanger 4 and passes through the chimney 11 installed on the upper part of the first heat exchanger. It is accelerated by the chimney effect. Due to this effect, the flow rate of the mixed gas of steam and air around the first heat exchanger 4 is increased, so that the heat transfer performance of the first heat exchanger 4 can be further improved. Note that the steam extracted from the pressure vessel 1 via the steam supply pipe 2 is usually higher in pressure than atmospheric pressure and has a saturation temperature of 100 ° C. or higher under atmospheric pressure. Even pool water that has reached the boiling point can be cooled.

ここで、本実施の形態に係る原子炉冷却システムの効果の理解を容易にするために従来の原子炉冷却システム（非常用復水器）について説明する。図２は従来の原子炉冷却システムである非常用復水器の構成図である。なお、先の図面と同じ部分には同じ符号を付して説明は省略する。この図に示す原子炉冷却システムは、本実施の形態のような第１チャンバ２１及び第１熱交換器４等を備えていない。蒸気供給配管２はプール水６の中に設置された水冷却式の熱交換器５に直接接続されており、チャンバ２２の上部は大気開放されている。このように構成された原子炉冷却システムでは、チャンバ２２内のプール水６が蒸発して無くなった時点で熱交換器５の除熱性能（冷却性能）は著しく低下してしまい、原子炉冷却システムの動作は実質的に停止してしまう。なお、プール水６が無くなった後は、チャンバ２２内の空気の大気排出が抑制されるので、熱交換器５による空気冷却機能はあまり見込めない。   Here, in order to facilitate understanding of the effect of the reactor cooling system according to the present embodiment, a conventional reactor cooling system (emergency condenser) will be described. FIG. 2 is a configuration diagram of an emergency condenser which is a conventional reactor cooling system. In addition, the same code | symbol is attached | subjected to the same part as previous drawing, and description is abbreviate | omitted. The reactor cooling system shown in this figure does not include the first chamber 21 and the first heat exchanger 4 as in the present embodiment. The steam supply pipe 2 is directly connected to a water-cooled heat exchanger 5 installed in the pool water 6, and the upper portion of the chamber 22 is open to the atmosphere. In the reactor cooling system configured as described above, when the pool water 6 in the chamber 22 evaporates and disappears, the heat removal performance (cooling performance) of the heat exchanger 5 is significantly reduced, and the reactor cooling system. The operation of is substantially stopped. Note that, after the pool water 6 is exhausted, air discharge into the chamber 22 is suppressed, so that the air cooling function by the heat exchanger 5 cannot be expected.

これに対して、本実施の形態に係る原子炉冷却システムは、圧力容器１内の蒸気を第１熱交換器４で冷却した後に第２熱交換器５で冷却しているので、第１熱交換器４での熱交換量分だけプール水６の蒸発を抑制することができる。これにより、図２に示した従来のシステムと同一の水量（プール水６の量）で比較した場合、原子炉冷却システムの動作時間を延長することができる。   On the other hand, in the reactor cooling system according to the present embodiment, the steam in the pressure vessel 1 is cooled by the second heat exchanger 5 after being cooled by the first heat exchanger 4. Evaporation of the pool water 6 can be suppressed by the amount of heat exchange in the exchanger 4. Thereby, when compared with the same amount of water as the conventional system shown in FIG. 2 (amount of pool water 6), the operating time of the reactor cooling system can be extended.

図３は本発明の第２の実施の形態に係る原子炉冷却システムの構成図である。この図に示す原子炉冷却システムは、蒸気放出装置２５を備えている点で第１の実施の形態のものと異なる。   FIG. 3 is a configuration diagram of a reactor cooling system according to the second embodiment of the present invention. The reactor cooling system shown in this figure is different from that of the first embodiment in that a steam discharge device 25 is provided.

蒸気放出装置２５は、第２熱交換器５での熱交換により蒸発したプール水６（蒸気）を第２チャンバ２２内から第１チャンバ２１内に放出するためのものであり、第１チャンバ２１の底面（すなわち、第２チャンバ２２の天井）に取り付けられている。蒸気放出装置２５は、連通孔９ａと、放出孔９ｂと、ケーシング２４を備えている。   The steam discharge device 25 is for discharging pool water 6 (steam) evaporated by heat exchange in the second heat exchanger 5 from the second chamber 22 into the first chamber 21. Is attached to the bottom surface (that is, the ceiling of the second chamber 22). The vapor discharge device 25 includes a communication hole 9 a, a discharge hole 9 b, and a casing 24.

連通孔９ａは、第１チャンバ２１と第２チャンバ２２を区画する隔壁（第１チャンバ２１の底面）に設けられた貫通孔であり、当該隔壁に対して第１熱交換器４を正射影した像から横方向（水平方向）にずれた位置に設けられている。例えば、第１チャンバ２１が略直方体状に形成されている場合には、連通孔９ａは、第１チャンバ２１の底面における４隅のいずれかに設けることができる。なお、後述するように空気取込口１０から導入される大気と蒸気との混合を避けて第１熱交換器４の除熱性能を保持する観点からは、連通孔９ａと空気取込口１０の間に第１熱交換器４が位置するように連通孔９ａを配置することが好ましい。第２熱交換器５での熱交換で蒸発したプール水（蒸気）６は、第２チャンバ２２から連通孔９ａを介してケーシング２４内に導入される。   The communication hole 9a is a through hole provided in a partition wall (the bottom surface of the first chamber 21) that partitions the first chamber 21 and the second chamber 22, and the first heat exchanger 4 is orthogonally projected onto the partition wall. It is provided at a position shifted from the image in the lateral direction (horizontal direction). For example, when the first chamber 21 is formed in a substantially rectangular parallelepiped shape, the communication hole 9 a can be provided at any of the four corners on the bottom surface of the first chamber 21. As will be described later, from the viewpoint of maintaining the heat removal performance of the first heat exchanger 4 by avoiding mixing of the atmosphere and steam introduced from the air intake port 10, the communication hole 9 a and the air intake port 10. It is preferable to arrange the communication hole 9a so that the first heat exchanger 4 is located between them. Pool water (steam) 6 evaporated by heat exchange in the second heat exchanger 5 is introduced into the casing 24 from the second chamber 22 through the communication hole 9a.

放出孔９ｂは、ケーシング２４の上部に設けられた開口部であり、ケーシング２４内の導入された蒸気はここから第１チャンバ２１内に放出される。放出孔９ｂは、放出孔９ｂから放出される蒸気が第１熱交換器４に直接当たらないように、第１チャンバ２１内における第１熱交換器４の設置位置から水平方向にずれた位置に設けられている。空気取込口１０から導入される大気と蒸気の混合を避ける観点からは、放出孔９ｂは、図２に示した例のように、第１熱交換器４から水平方向に離れた高い位置に設置することが好ましく、その開口面積は連通孔９ａのものより小さくすることが好ましい。また、図２の例におけるケーシング２４の鉛直方向における断面積は、連通孔９ａから放出孔９ｂに向かって徐々に小さくなっている。   The discharge hole 9 b is an opening provided in the upper part of the casing 24, and the steam introduced into the casing 24 is discharged from here into the first chamber 21. The discharge hole 9b is located at a position shifted in the horizontal direction from the installation position of the first heat exchanger 4 in the first chamber 21 so that the vapor discharged from the discharge hole 9b does not directly hit the first heat exchanger 4. Is provided. From the viewpoint of avoiding mixing of air and steam introduced from the air intake port 10, the discharge hole 9b is located at a high position horizontally away from the first heat exchanger 4 as in the example shown in FIG. It is preferable to install, and the opening area is preferably smaller than that of the communication hole 9a. Further, the sectional area in the vertical direction of the casing 24 in the example of FIG. 2 gradually decreases from the communication hole 9a toward the discharge hole 9b.

本実施の形態のように構成した蒸気放出装置２５を介して第１チャンバ２１に蒸気を放出すると、第２チャンバ２２から放出される１００℃の蒸気を第１熱交換器４に直接接触させることなく、第１チャンバ２１内に導入することができる。これにより、空気取込口１０から取り込んだ相対的に低温の空気を主に第１熱交換器４に接触させることができるので、第１熱交換器４の除熱性能（冷却性能）を向上させることができる。そのため、蒸気供給配管２内の蒸気温度が比較的低い場合（例えば、原子炉停止時から長期間が経過して、原子炉圧力が比較的低くなっており、蒸気温度が大気圧の飽和温度に近い場合）にも、第１熱交換器４による除熱を継続できるという顕著な効果を奏する。なお、第２チャンバ２２からの蒸気を第１熱交換器４に直接接触させなくても、第１チャンバ２１内の空気と蒸気の温度差により第１チャンバ２１内に上昇流を発生することができる。したがって、本実施の形態によっても原子炉冷却システムの動作時間を延長することができる。   When steam is discharged to the first chamber 21 via the steam discharge device 25 configured as in the present embodiment, 100 ° C. steam discharged from the second chamber 22 is brought into direct contact with the first heat exchanger 4. And can be introduced into the first chamber 21. Thereby, since the relatively low temperature air taken in from the air intake port 10 can be mainly brought into contact with the first heat exchanger 4, the heat removal performance (cooling performance) of the first heat exchanger 4 is improved. Can be made. For this reason, when the steam temperature in the steam supply pipe 2 is relatively low (for example, the reactor pressure is relatively low after a long period of time has elapsed since the reactor was shut down, and the steam temperature reaches the atmospheric saturation temperature). Also in the case of being close), there is a remarkable effect that the heat removal by the first heat exchanger 4 can be continued. Even if the steam from the second chamber 22 is not in direct contact with the first heat exchanger 4, an upward flow may be generated in the first chamber 21 due to the temperature difference between the air and the steam in the first chamber 21. it can. Therefore, the operation time of the reactor cooling system can be extended also by this embodiment.

なお、本実施の形態では、空気取込口１０から導入される大気と蒸気の混合を積極的に避ける観点から蒸気放出装置２５を設けたが、例えば第１の実施の形態における連通孔９を図１に示した位置から水平方向にずらした場合にも第１熱交換器４に蒸気が接触する量が低減するので、上記と同様の効果を得ることができる。すなわち、蒸気放出装置２５を設けなくても、連通孔９の位置を変更するだけで本実施の形態が意図する効果を発揮することができる。   In the present embodiment, the vapor discharge device 25 is provided from the viewpoint of positively avoiding the mixing of the atmosphere and the vapor introduced from the air intake port 10. For example, the communication hole 9 in the first embodiment is provided. Even when the position is shifted from the position shown in FIG. 1 in the horizontal direction, the amount of steam coming into contact with the first heat exchanger 4 is reduced, so that the same effect as described above can be obtained. That is, even if the vapor discharge device 25 is not provided, the effect intended by the present embodiment can be exhibited only by changing the position of the communication hole 9.

図４は本発明の第３の実施の形態に係る原子炉冷却システムの構成図である。この図に示す原子炉冷却システムは、空気取込配管１２を備えている点で第１の実施の形態のものと異なる。   FIG. 4 is a configuration diagram of a reactor cooling system according to the third embodiment of the present invention. The reactor cooling system shown in this figure is different from that of the first embodiment in that an air intake pipe 12 is provided.

空気取込配管１２は、略鉛直方向に延びる配管であり、第２チャンバ２２を第２チャンバ２２の外部に接続している。本実施の形態の空気取込配管１２における第２チャンバ２２外部側の端部（すなわち、空気取込配管１２の上端）は第１チャンバ２１内に開口している。また、空気取込配管１２の下端は、第２チャンバ２２内に開口しており、かつ、第２熱交換器５の上端よりも低い位置に設けられている。   The air intake pipe 12 is a pipe extending in a substantially vertical direction, and connects the second chamber 22 to the outside of the second chamber 22. An end of the air intake pipe 12 of the present embodiment on the outer side of the second chamber 22 (that is, the upper end of the air intake pipe 12) opens into the first chamber 21. Further, the lower end of the air intake pipe 12 is opened in the second chamber 22 and is provided at a position lower than the upper end of the second heat exchanger 5.

第１及び第２の実施の形態に係る原子炉冷却システムにおいて、第２チャンバ２２内のプール水６の水位が第２熱交換器５の上端を下回ると、第２熱交換器５の除熱性能は徐々に減少してしまう。そして、第２チャンバ２２内のプール水６の水位が最終的に第２熱交換器５の下端を下回ると、蒸気の発生量が減少するので第１チャンバ２１内で上昇流を形成することが難しくなる。   In the reactor cooling systems according to the first and second embodiments, when the water level of the pool water 6 in the second chamber 22 falls below the upper end of the second heat exchanger 5, the heat removal of the second heat exchanger 5 is performed. Performance gradually decreases. When the water level of the pool water 6 in the second chamber 22 finally falls below the lower end of the second heat exchanger 5, the amount of steam generated decreases, so that an upward flow can be formed in the first chamber 21. It becomes difficult.

これに対して、本実施の形態のように空気取込配管１２を設置し、その下端（出口）の高さを第２熱交換器５の上端より低い位置にしておけば、空気取込配管１２を介して第２チャンバ２２外部（本実施の形態では第１チャンバ２１内）の相対的に低温の空気を第２チャンバ２２内に導入することができ、当該空気によって第２熱交換器５内の蒸気を冷却することができる。また、第２熱交換器５で加熱された空気は、上昇流となって連通孔９を介して第１チャンバ２１に排出されるため、第１チャンバ２１内で上昇流を形成することができる。そして、当該上昇流によって第１熱交換器４を冷却することも可能である。   On the other hand, if the air intake pipe 12 is installed as in the present embodiment and the height of the lower end (exit) is set lower than the upper end of the second heat exchanger 5, the air intake pipe 12, relatively cool air outside the second chamber 22 (in the first chamber 21 in the present embodiment) can be introduced into the second chamber 22 through the second heat exchanger 5. The steam inside can be cooled. Further, since the air heated by the second heat exchanger 5 becomes an upward flow and is discharged to the first chamber 21 through the communication hole 9, an upward flow can be formed in the first chamber 21. . And it is also possible to cool the 1st heat exchanger 4 with the said upward flow.

このように、本実施の形態によれば、プール水６の水位が第２熱交換器５の下端を下回った後でも第１熱交換器４及び第２熱交換器５の除熱性能をある程度維持できるので、原子炉圧力容器１内で発生した崩壊熱の少なくとも一部を除去することができる。   Thus, according to the present embodiment, the heat removal performance of the first heat exchanger 4 and the second heat exchanger 5 is improved to some extent even after the water level of the pool water 6 falls below the lower end of the second heat exchanger 5. Since it can be maintained, at least a part of the decay heat generated in the reactor pressure vessel 1 can be removed.

なお、ここでは、第１の実施の形態に係る原子炉冷却システムに空気取込配管１２を設置したものを第３の実施の形態として説明したが、第２の実施の形態に空気取込配管１２を設置しても上記と同様の効果が得られることは言うまでもない。   In addition, although the thing which installed the air intake piping 12 in the reactor cooling system which concerns on 1st Embodiment was demonstrated as 3rd Embodiment here, the air intake piping is 2nd Embodiment. It goes without saying that the same effect as described above can be obtained even if 12 is installed.

ところで、上記の各実施の形態では、沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）の例を示したが、本発明は加圧水型軽水炉（ＰＷＲ）における蒸気発生器にも適用可能である。この場合には、原子炉圧力容器からの加圧水を熱源とする蒸気発生器に蒸気供給配管２を接続し、当該蒸気供給配管２を介して蒸気発生器から蒸気を抜き取る構成とすれば良い。そして、第１チャンバ２１内に設置した第１熱交換器４及び第２チャンバ２２内に設置した第２熱交換器５を介して凝縮した水を蒸気発生器に還流すれば良い。   By the way, in each said embodiment, although the example of the boiling water type light water reactor (BWR) was shown, this invention is applicable also to the steam generator in a pressurized water type light water reactor (PWR). In this case, the steam supply pipe 2 may be connected to a steam generator that uses pressurized water from the reactor pressure vessel as a heat source, and the steam may be extracted from the steam generator through the steam supply pipe 2. Then, the condensed water may be returned to the steam generator via the first heat exchanger 4 installed in the first chamber 21 and the second heat exchanger 5 installed in the second chamber 22.

１…原子炉圧力容器、２…蒸気供給配管、３…原子炉格納容器、４…第１熱交換器、５…第２熱交換器、６…プール水（冷却水）、７…水戻し配管、８…起動弁、９…連通孔、１０…空気取込口、１１…煙突、１２…空気取込配管、１３…雨よけ板（雨よけ設備）、２１…第１チャンバ、２２…第２チャンバ、２４…ケーシング、２５…蒸気放出装置   DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Reactor pressure vessel, 2 ... Steam supply piping, 3 ... Reactor containment vessel, 4 ... 1st heat exchanger, 5 ... 2nd heat exchanger, 6 ... Pool water (cooling water), 7 ... Water return piping 8 ... Start valve, 9 ... Communication hole, 10 ... Air intake port, 11 ... Chimney, 12 ... Air intake pipe, 13 ... Rain plate (rain protection equipment), 21 ... First chamber, 22 ... Second chamber, 24 ... casing, 25 ... steam release device

Claims (8)

原子炉格納容器内の原子炉圧力容器から蒸気を抜き取るための蒸気供給配管と、
前記原子炉格納容器の外部に設置された第１チャンバと、
当該第１チャンバ内に設置され、前記蒸気供給配管内の蒸気を冷却するための第１熱交換器と、
前記第１チャンバの下方に設置され、冷却水が貯蔵される第２チャンバと、
当該第２チャンバ内に設置され、前記第１熱交換器で冷却された蒸気を冷却するための第２熱交換器と、
前記第１チャンバと前記第２チャンバを連通するための連通孔と、
前記第２熱交換器で凝縮した水を前記原子炉圧力容器内に戻すための水戻し配管とを備えることを特徴とする原子炉冷却システム。 Steam supply piping for extracting steam from the reactor pressure vessel in the reactor containment vessel;
A first chamber installed outside the reactor containment vessel;
A first heat exchanger installed in the first chamber for cooling the steam in the steam supply pipe;
A second chamber installed below the first chamber and storing cooling water;
A second heat exchanger installed in the second chamber for cooling the steam cooled by the first heat exchanger;
A communication hole for communicating the first chamber and the second chamber;
A reactor cooling system comprising: a water return pipe for returning water condensed in the second heat exchanger into the reactor pressure vessel. 請求項１に記載の原子炉冷却システムにおいて、
前記第１チャンバに設けられた空気取込口と、
前記第１チャンバに取り付けられた煙突とをさらに備えることを特徴とする原子炉冷却システム。 The reactor cooling system according to claim 1,
An air intake provided in the first chamber;
A reactor cooling system, further comprising a chimney attached to the first chamber. 請求項１又は２に記載の原子炉冷却システムにおいて、
前記連通孔は、前記第１熱交換器の下方に位置することを特徴とする原子炉冷却システム。 Reactor cooling system according to claim 1 or 2,
The reactor cooling system according to claim 1, wherein the communication hole is located below the first heat exchanger. 請求項１又は２に記載の原子炉冷却システムにおいて、
前記連通孔は、前記第１熱交換器に対して横方向にずれた位置に設けられていることを特徴とする原子炉冷却システム。 Reactor cooling system according to claim 1 or 2,
The reactor cooling system according to claim 1, wherein the communication hole is provided at a position shifted laterally with respect to the first heat exchanger. 請求項１から４のいずれかに記載の原子炉冷却システムにおいて、
前記第２チャンバと前記第２チャンバ外部を接続する空気取込配管をさらに備え、
前記空気取込配管の下端は、前記第２熱交換器の上端よりも低いことを特徴とする原子炉冷却システム。 In the reactor cooling system according to any one of claims 1 to 4,
An air intake pipe connecting the second chamber and the outside of the second chamber;
The reactor cooling system according to claim 1, wherein a lower end of the air intake pipe is lower than an upper end of the second heat exchanger. 請求項１から５のいずれかに記載の原子炉冷却システムにおいて、
前記空気取込口に設置された雨よけ設備をさらに備えることを特徴とする原子炉冷却システム。 The reactor cooling system according to any one of claims 1 to 5,
A reactor cooling system, further comprising rain protection equipment installed at the air intake. 原子炉格納容器と、
当該原子炉格納容器の内部に設置された原子炉圧力容器と、
前記原子炉圧力容器から蒸気を抜き取るための蒸気供給配管と、
前記原子炉格納容器の外部に設置された第１チャンバと、
当該第１チャンバ内に設置され、前記蒸気供給配管内の蒸気を冷却するための第１熱交換器と、
前記第１チャンバの下方に設置され、冷却水が貯蔵される第２チャンバと、
当該第２チャンバ内に設置され、前記第１熱交換器で冷却された蒸気を冷却するための第２熱交換器と、
前記第１チャンバと前記第２チャンバを連通するための連通孔と、
前記第２熱交換器で凝縮した水を前記原子炉圧力容器内に戻すための水戻し配管とを備えることを特徴とする原子力発電プラント。 A containment vessel,
A reactor pressure vessel installed inside the reactor containment vessel;
A steam supply pipe for extracting steam from the reactor pressure vessel;
A first chamber installed outside the reactor containment vessel;
A first heat exchanger installed in the first chamber for cooling the steam in the steam supply pipe;
A second chamber installed below the first chamber and storing cooling water;
A second heat exchanger installed in the second chamber for cooling the steam cooled by the first heat exchanger;
A communication hole for communicating the first chamber and the second chamber;
A nuclear power plant comprising: a water return pipe for returning water condensed in the second heat exchanger into the reactor pressure vessel. 原子炉格納容器内の原子炉圧力容器からの加圧水を熱源とする蒸気発生器から蒸気を抜き取るための蒸気供給配管と、
前記原子炉格納容器の外部に設置された第１チャンバと、
当該第１チャンバ内に設置され、前記蒸気供給配管内の蒸気を冷却するための第１熱交換器と、
前記第１チャンバの下方に設置され、冷却水が貯蔵される第２チャンバと、
当該第２チャンバ内に設置され、前記第１熱交換器で冷却された蒸気を冷却するための第２熱交換器と、
前記第１チャンバと前記第２チャンバを連通するための連通孔と、
前記第２熱交換器で凝縮した水を前記蒸気発生器内に戻すための水戻し配管とを備えることを特徴とする原子炉冷却システム。 A steam supply pipe for extracting steam from a steam generator that uses pressurized water from the reactor pressure vessel in the reactor containment vessel as a heat source;
A first chamber installed outside the reactor containment vessel;
A first heat exchanger installed in the first chamber for cooling the steam in the steam supply pipe;
A second chamber installed below the first chamber and storing cooling water;
A second heat exchanger installed in the second chamber for cooling the steam cooled by the first heat exchanger;
A communication hole for communicating the first chamber and the second chamber;
A reactor cooling system comprising: a water return pipe for returning water condensed in the second heat exchanger into the steam generator.
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