JP2013088158A - 原子力プラントの非常用復水システムとその運用方法 - Google Patents

Abstract

【課題】炉心燃料の崩壊熱の減衰に合わせて、原子炉を構成する材料を保護し、より短時間で原子炉内の水の温度を下げる。
【解決手段】原子炉圧力容器と、原子炉圧力容器から蒸気を抜き取る蒸気引き込み管と、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、蒸気凝縮伝熱管に接続されて蒸気凝縮伝熱管内の凝縮水を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、蒸気凝縮伝熱管を複数のユニットに分けてそれぞれの蒸気凝縮伝熱管ユニットに直列に復水弁を設置し、復水弁は独立して機械的に開閉する機械式弁で構成するとともに、復水弁の開閉は原子炉圧力容器の圧力または水位に応じて個別に設定されている。
【選択図】図１

Description

本発明は、原子炉の安全設備に係り、特に原子炉隔離時における静的な原子炉格納容器冷却系の一つである原子力プラントの非常用復水システムとその運用方法に関する。

原子力プラントにおける静的な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）を備えた非常用復水システムがある。非常用復水システムの構成を図２に示す。

図２において、１１は原子炉圧力容器である。原子炉隔離時における静的な原子炉格納容器冷却系の一つである非常用復水システムは、蒸気引き込み管１３、伝熱管冷却プール８内に設置された蒸気凝縮伝熱管１０、復水弁３、凝縮水戻し管１４で構成されている。

なお、蒸気引き込み管１３の原子炉圧力容器１１への取り付け部分ａは、通常運転時における原子炉圧力容器１１内の水位Ｌｄよりも上部に位置付けられている。また、凝縮水戻し管１４の原子炉圧力容器１１への取り付け部分ｂは、通常運転時における原子炉圧力容器１１内の水位Ｌｄよりも下部に位置付けられている。

なお、通常運転時には、復水弁３は閉止されており、従って原子炉圧力容器１１から伝熱管冷却プール８を介して原子炉圧力容器１１に至る配管系統には流体が流れていない。

復水弁３は、差動信号発信系１７からの信号を受けて、復水弁駆動系１８により開閉が制御される。また、差動信号発信系１７は原子炉圧力容器１１の炉内圧力を測定する圧力計１６が圧力上昇を検知したこと、または原子炉圧力容器１１の水位を測定する水位計１５が水位低下を検知したことをもって、復水弁３の開放を指令する。復水弁３が開放されてはじめて、非常用復水システムが作動する。

蒸気凝縮伝熱管１０内の凝縮水の水位Ｌｃは、原子炉圧力容器１１内の通常運転時の水位Ｌｄよりも高くなるように設定されており、復水弁３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１１内に供給する。これにより、原子炉圧力容器１１内の水位Ｌｄの低下を抑制し、または原子炉圧力容器１１内の圧力を低下させることができる。

図２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１７及び復水弁駆動系１８は、一般的には電源系統１９から供給される電力によって駆動する。

以上に示すように、アイソレーションコンデンサＩＣは原子力圧力容器に格納されている炉心燃料（図示せず）の崩壊熱を伝熱管冷却プール８に輸送し、放熱する静的な冷却システムである。このシステムでは、復水弁３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１１内に供給し、伝熱管冷却プール８に水がある限り、ポンプなどの動的機器を用いることなく、原子炉圧力容器を冷却することができる。

本システムによれば、アイソレーションコンデンサＩＣ作動後、炉心燃料の崩壊熱が蒸気引き込み管１３内を流れる蒸気Ｓにより伝熱管冷却プール８に伝達される結果として、伝熱管冷却プール８の水の温度が徐々に上昇する。他方、これと同時に凝縮水Ｗを原子炉圧力容器１１内に供給するので原子炉格納容器内の蒸気の温度が低下する。

このため伝熱管冷却プール８に着目すると、アイソレーションコンデンサＩＣ作動後の時間経過に伴い、蒸気凝縮伝熱管１０内での熱交換の対象物である蒸気と伝熱管冷却プール８の水の温度差が小さくなる。これにより、アイソレーションコンデンサＩＣの除熱性能が低下する。

さらにその後、伝熱管冷却プール８の水が飽和温度に達した後は、伝熱管冷却プール８の温度は一定になる。この状態では、蒸気と伝熱管冷却プール８の水の温度差の変化が小さくなるため、アイソレーションコンデンサＩＣの除熱性能の低下量は一層小さくなる。

図３は、アイソレーションコンデンサＩＣ作動後の原子炉内の水の温度ＴＲと、原子炉内で発生する崩壊熱による熱量Ｈｄの関係を示している。このうち、炉心燃料の崩壊熱Ｈｄは、アイソレーションコンデンサＩＣ作動後の時間ｔの経過とともに急激に低下する。

これに対し、原子炉内の水の温度ＴＲに着目すると、まずアイソレーションコンデンサＩＣが起動した直後の時刻ｔａでは、炉心燃料の崩壊熱とアイソレーションコンデンサＩＣの除熱量の差が小さいので、原子炉内の水の温度ＴＲの低下量は小さい。アイソレーションコンデンサＩＣが起動して時間が経過した時刻ｔｂでは、炉心燃料の崩壊熱が急激に低下するため、相対的にアイソレーションコンデンサＩＣの除熱量が徐々に大きくなる。そのため、原子炉内の水温ＴＲの変化量が大きくなり、時刻ｔｃ以降では急激に低下する。この点に関し、原子炉を構成する材料保護の観点からみると、原子炉内の水の急激な温度低下は好ましくない。原子炉内の水を冷却するにしても、より緩やかな温度変化での冷却とすることが望ましい。

これに対し、従来は運転員が原子炉圧力容器１１とアイソレーションコンデンサＩＣを接続する復水弁３を手動制御することで、原子炉内の水の温度を適切に低下させていた。

また、特許文献１には、原子炉の炉内圧力を計測し、この計測値をもとに凝縮水戻し管に設置してある弁の開度を制御する方法が示されている。

また特許文献２には、原子炉圧力容器から蒸気を抜き取る蒸気引き込み管上に復水弁を設置し、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弁を開閉させる方法が示されている。

特開平４−２７８９６号公報 特開２０１１−１２２９４９号公報

原子炉内の水の急激な温度低下を抑止する必要があるという課題に対し、原子炉圧力容器１１とアイソレーションコンデンサＩＣを接続する復水弁３を手動制御する場合は、運転員に課せられる負荷が大きくなる。アイソレーションコンデンサＩＣの信頼度を高める観点からも、またヒューマンエラーの防止の観点からも、運転員の手動による操作をなるべく少なくしたい。

特許文献１の方法では、運転員の手動操作は生じないが、代わりに原子炉内の圧力を計測する機器と、この結果を基に復水弁３の開度を制御するための機器が必要である。然るに、これらの機器は直流電源１９により動作する。信頼性をより一層高める観点からは、直流電源を全く用いない非常用復水システムが望まれる。

特許文献２によれば、直流電源が必要な特別な制御装置を用いずに原子炉内の水の温度を制御する方法が示されている。この場合、原子炉圧力容器の圧力変化または水位変化に応じてアイソレーションコンデンサＩＣの除熱機能の作動と停止を繰り返す。これにより、原子炉内の水の温度変化は緩やかになり、原子炉を構成する材料が保護されるとしている。

図４は、特許文献２の手法を採用したときのアイソレーションコンデンサＩＣ作動後の原子炉内の水の温度ＴＲと、原子炉内で発生する崩壊熱による熱量Ｈｄの関係を示している。この図の表記は、図３に準じており崩壊熱量Ｈｄは図３と同じように時間経過により急激に減少する，原子炉の炉水温度ＴＲ１は、格別の制御を行わないときの温度低下の傾向を示している。

特許文献２の手法では、除熱機能の作動と停止を繰り返し、アイソレーションコンデンサＩＣの除熱量を制御したときの除熱量をＣ１で示している。この例では、アイソレーションコンデンサＩＣが起動した直後の時刻ｔ０から時刻ｔｄまでの間除熱機能を作動させ、時刻ｔｄから時刻ｔｅまでの間除熱機能を停止させ、時刻ｔｅから時刻ｔｆまでの間除熱機能を再度作動させるという具合に、除熱機能の作動と停止を繰り返した。

しかしながら、この特許文献２の手法では、図４の温度変化特性ＴＲ３に示すようにアイソレーションコンデンサＩＣが停止している時（時刻ｔｄから時刻ｔｅまで）には原子炉内の水の温度が上昇する。

原子炉を構成する材料を保護するための緩やかな冷却としては、図３の温度変化特性ＴＲ２に示すように温度変化させたいのであり、増減を繰り返す温度変化特性ＴＲ３を得たいわけではない。

以上のことから本発明においては、炉心燃料の崩壊熱の減衰に合わせて、アイソレーションコンデンサＩＣの除熱性能を段階的かつ自動的に調整し、原子炉を構成する材料を保護し、かつより短時間で原子炉内の水の温度を下げることができる原子力プラントの非常用復水システムとその運用方法を提供することを目的とする。

上記した目的を達成するために本発明では、原子炉圧力容器と、原子炉圧力容器から蒸気を抜き取る蒸気引き込み管と、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、蒸気凝縮伝熱管に接続されて蒸気凝縮伝熱管内の凝縮水を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、蒸気凝縮伝熱管を複数のユニットに分けてそれぞれの蒸気凝縮伝熱管ユニットに直列に復水弁を設置し、復水弁は独立して機械的に開閉する機械式弁で構成するとともに、復水弁の開閉は原子炉圧力容器の圧力または水位に応じて個別に設定されている。

また、複数の復水弁は、原子炉圧力容器の圧力または水位の変動に応じて開放し、その後順次閉成するように、原子炉圧力容器の圧力または水位の設定値が個別に設定されている。

また、複数の蒸気凝縮伝熱管ユニットの除熱性能が互いに相違するように設定されている。

また、除熱性能が高い蒸気凝縮伝熱管ユニットの順に、当該蒸気凝縮伝熱管ユニットに接続された復水弁が閉成されていく。

上記した目的を達成するために本発明では、原子炉圧力容器と、原子炉圧力容器から蒸気を抜き取る蒸気引き込み管と、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、蒸気凝縮伝熱管に接続されて蒸気凝縮伝熱管内の凝縮水を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、蒸気凝縮伝熱管を複数のユニットに分けてそれぞれの蒸気凝縮伝熱管ユニットに直列に復水弁を設置し、復水弁は独立して機械的に開閉する機械式弁で構成するとともに、復水弁の開閉は前記原子炉圧力容器の圧力または水位に応じて個別に設定されており、複数の蒸気凝縮伝熱管ユニットの除熱性能が互いに相違するように設定されている。

また、除熱性能が高い蒸気凝縮伝熱管ユニットの順に、当該蒸気凝縮伝熱管ユニットに接続された復水弁が閉成されていく。

また、複数の蒸気凝縮伝熱管ユニットの除熱性能が互いに相違するように設定するために、蒸気凝縮伝熱管は、ユニット毎に蒸気凝縮伝熱管の長さが異なる。

また、複数の蒸気凝縮伝熱管ユニットの除熱性能が互いに相違するように設定するために、蒸気凝縮伝熱管は、ユニット毎に蒸気凝縮伝熱管に設置してあるフィンの除熱特性が異なる。

また、除熱性能が高い蒸気凝縮伝熱管ユニットに接続された復水弁は、開閉する圧力の設定値が相対的に高い。

上記した目的を達成するために本発明では、原子炉圧力容器と、原子炉圧力容器から蒸気を抜き取る蒸気引き込み管と、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、蒸気凝縮伝熱管に接続されて蒸気凝縮伝熱管内の凝縮水を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の運用方法において、蒸気凝縮伝熱管を複数のユニットに分けてそれぞれの蒸気凝縮伝熱管ユニットに直列に復水弁を設置し、復水弁は独立して機械的に開閉する機械式弁で構成するとともに、原子炉圧力容器で発生した崩壊熱を除去するために復水弁を開閉して蒸気凝縮伝熱管ユニットにおける除熱量を段階的に低減させる。

本発明においては、炉心燃料の崩壊熱の減衰に合わせて、アイソレーションコンデンサＩＣの除熱性能を段階的かつ自動的に調整し、原子炉を構成する材料を保護し、かつより短時間で原子炉内の水の温度を下げることができる。

本発明における非常用復水システムの第一の実施形態の構成を示す図。 従来の非常用復水システムの構成を示す図。 アイソレーションコンデンサＩＣ作動後の原子炉内の水の温度ＴＲと、原子炉内で発生する崩壊熱による熱量Ｈｄの関係を示す図。 特許文献２の手法を採用したときのアイソレーションコンデンサＩＣ作動後の原子炉内の水の温度ＴＲと、原子炉内で発生する崩壊熱による熱量Ｈｄの関係を示す図。 復水弁３Ａ〜３Ｄを原子炉圧力容器１１内の圧力に連動して機械的に操作する場合の開閉設定圧力の考え方について説明する図。 原子炉圧力が上昇し本発明システムが作動したときの応答と圧力推移を示す図。 復水弁３Ａ〜３Ｄを原子炉圧力容器１１内の水位に連動して機械的に操作する場合の開閉設定水位の考え方について説明する図。 原子炉水位が低下し本発明システムが作動したときの応答と水位変動を示す図。 本発明における非常用復水システムの第二の実施形態の構成を示す図。 冷却用プール８を上部から俯瞰し、蒸気凝縮伝熱管６の断面を表した図。 本発明における非常用復水システムの第三の実施形態の構成を示す図。 本発明における非常用復水システムの第四の実施形態の構成を示す図。

本発明の実施例を、図面を用いて以下に説明する。

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。

図１において、１１は原子炉圧力容器である。原子炉隔離時における静的な原子炉格納容器冷却系の一つである非常用復水システムは、蒸気引き込み管１３、伝熱管冷却プール８内に設置された蒸気凝縮伝熱管１０、復水弁３、電動弁４、凝縮水戻し管１４で構成されている。

この図１の非常用復水システムは、以下の点で図２の従来システムと相違する。このように構成した理由並びに具体的な運用手法について後述する。
蒸気凝縮伝熱管１０が、複数の蒸気凝縮伝熱管ユニット１０ＵＡ，１０ＵＢ，１０ＵＣで構成され、並列配置されている点。
各蒸気凝縮伝熱管ユニット１０Ｕに直列に、復水弁３と電動弁４の並列弁ユニットが設置されている点。
凝縮水戻し管１４に直列に、復水弁３Ｄと電動弁４Ｄの並列弁ユニットが設置されている点。
復水弁３は機械弁であり、電気的な駆動部分を備えない。原子炉内圧力変動、原子炉内水位変動により機械的に開閉される。
電動弁４は、電気的に駆動されて開閉する弁である。

この構成では、要するに蒸気凝縮伝熱管ユニット１０Ｕと、復水弁３と電動弁４の並列弁ユニットが直列配置された冷却ユニットＭが、蒸気引き込み管１３と凝縮水戻し管１４の間に並列に複数組設けられている。

なお、蒸気引き込み管１３の原子炉圧力容器１１への取り付け部分ａは、通常運転時における原子炉圧力容器１１内の水位Ｌｄよりも上部に位置付けられている。また、凝縮水戻し管１４の原子炉圧力容器１１への取り付け部分ｂは、通常運転時における原子炉圧力容器１１内の水位Ｌｄよりも下部に位置付けられている。

図１の非常用復水システムによれば、蒸気凝縮伝熱管ユニット１０Ｕの内部を流れる蒸気Ｓは、伝熱管冷却プール８内の水によって冷却されて凝縮し、蒸気凝縮伝熱管ユニット１０Ａ、１０Ｂ、１０Ｃ内で凝縮した蒸気は、蒸気凝縮伝熱管ユニット１０Ａ、１０Ｂ、１０Ｃ内に水位Ｌｃを形成する。

このシステムでは、通常運転中は電動弁４Ａ〜４Ｄと復水弁３Ａ〜３Ｄはすべて閉められており、蒸気凝縮伝熱管ユニット１０Ａ、１０Ｂ、１０Ｃに原子炉圧力容器１１内の蒸気が連続的に流れ込むのを防止している。

以下、本発明の非常用復水システムとその動作について詳細に説明するが、その前に復水弁３と電動弁４の並列弁ユニットを構成したことの意味について説明する。まず電動弁４であるがこれは図２に示すように作動信号発信系１７、復水弁駆動系１８を介して駆動されており、その前提として電源系統１９が健全であることを要する。これに対し、復水弁３は機械弁であり、電源系統１９からの駆動力を必要としていない。

本発明は、電源系統１９が喪失した状態においても原子炉冷却が可能な非常用復水システムである。このため、以下の説明では電動弁４側の説明を省略し、復水弁３側の動作に特化して説明する。従って、以下の説明では復水弁３のみが動作し、電動弁４は一切の動作を行っていないものとする。

このシステムにおいて、原子炉圧力容器１１内の水位Ｌｄが一定値まで低下した場合、または原子炉圧力容器１１内の圧力が一定値まで上昇した場合、復水弁３Ａ〜３Ｄが動力及び作動信号なしで機械的に開放し、アイソレーションコンデンサＩＣが作動する。

ここで、復水弁３Ａ〜３Ｄを原子炉圧力容器１１内の圧力に連動して機械的に操作する場合の開閉設定圧力の考え方について図５を用いて説明する。設定圧力として、開放時設定圧力Ｐｏと閉成時設定圧力Ｐｃを備える。開放時設定圧力Ｐｏは、通常運転時の原子炉圧力容器１１内の圧力Ｐｎよりも高く設定され、復水弁３Ａ〜３Ｄの開放時設定圧力Ｐｏは、例えばＰｏＤ＜ＰｏＣ＜ＰｏＢ＜ＰｏＡとされる。

これに対し、一度開放した後に閉成するときの閉成時設定圧力Ｐｃは、通常運転時の原子炉圧力容器１１内の圧力Ｐｎよりも低く設定される。また復水弁３Ａ〜３Ｄの開放時設定圧力Ｐｏは、ＰｃＤ＜ＰｃＣ＜ＰｃＢ＜ＰｃＡとする。

図６は、原子炉圧力が上昇し本発明システムが作動したときの応答と圧力推移を示している。縦軸に圧力、横軸に時間をとって示している。まず時刻ｔ１０−ｔ１１の間では原子炉内圧力Ｐは正常時設定圧力Ｐｎに制御されている。

時刻ｔ１１で負荷遮断（発電機が電力系統から解列され無負荷状態になった）が発生し、時刻ｔ１２にかけて原子炉内圧力Ｐが上昇する。時刻ｔ１２において、復水弁３の開放時設定圧力Ｐｏに達し、復水弁３が機械的に開放される。

このとき、原子炉圧力容器１１に格納されている炉心燃料の崩壊熱が高く、原子炉圧力容器内の圧力Ｐが高い場合は、すべての復水弁３Ａ〜３Ｄが開き、すべての蒸気凝縮伝熱管ユニット１０ＵＡ，１０ＵＢ，１０ＵＣに原子炉圧力容器内の蒸気Ｓが流れ込み、蒸気凝縮伝熱管ユニット１０ＵＡ，１０ＵＢ，１０ＵＣを介して原子炉に凝縮水が流れ込むことで、原子炉内の水の温度を積極的に下げる。

これに対し、炉心燃料の崩壊熱が相対的に小さい場合は、原子炉圧力容器１１内の圧力が相対的に低いため、開放圧力の設定値Ｐｏが低い復水弁のみが開き、その復水弁に接続された蒸気凝縮伝熱管ユニット１０Ｕのみに原子炉圧力容器内の蒸気が流れ込む。図５の開放圧力の設定では、原子炉内圧力Ｐの上昇に従い、３Ｄ、３Ｃ、３Ｂ、３Ａの順に開放していく。図６では、原子炉内圧力Ｐが瞬時に上昇し、全ての復水弁３Ａ〜３Ｄが機械的に開放された状態を示している。

蒸気凝縮伝熱管ユニット１０ＵＡ，１０ＵＢ，１０ＵＣ内の凝縮水の水位Ｌｃは、通常運転時の原子炉圧力容器１１内の通常運転時水位Ｌｄよりも高くなるように設定されている。このため、復水弁３Ａ〜３Ｄが開かれると、水の自重を利用して凝縮水が原子炉圧力容器１１内に供給される。

このとき、原子炉圧力容器１１の圧力Ｐに応じて復水弁３Ａ〜３Ｃが開放されるので、原子炉圧力容器１１の圧力Ｐが高い時には、原子炉圧力容器１１に供給する凝縮水の量を相対的に多く、原子炉圧力容器１１の圧力が低い時は、原子炉圧力容器１１に供給する凝縮水の量が相対的に少なくなる。

そして図６において、凝縮水が原子炉圧力容器１１内に供給されたのちの時刻ｔ１３に至り原子炉圧力容器１１内の圧力低下により、圧力がＰｃＡに達すると、復水弁３Ａが閉成する。これにより、蒸気凝縮伝熱管ユニット１０ＵＡからの凝縮水の供給が停止される。蒸気凝縮伝熱管ユニット１０ＵＡからの凝縮水の供給停止により、原子炉圧力容器１１への凝縮水供給総量は減少し、原子炉内圧力の低下も緩和される。このことから明らかなように復水弁３Ａは、時刻ｔ１２−ｔ１３の期間のみ開放して凝縮水の供給を行う。

さらに時刻ｔ１４に至り原子炉圧力容器１１内の圧力低下により、圧力がＰｃＢに達すると、復水弁３Ｂが閉成する。これにより、蒸気凝縮伝熱管ユニット１０ＵＢからの凝縮水の供給が停止される。蒸気凝縮伝熱管ユニット１０ＵＢからの凝縮水の供給停止により、原子炉圧力容器１１への凝縮水供給総量は減少し、原子炉内圧力の低下もさらに緩和される。このように復水弁３Ｂは、時刻ｔ１２−ｔ１４の期間開放して凝縮水の供給を行う。

さらに時刻ｔ１５に至り原子炉圧力容器１１内の圧力低下により、圧力がＰｃＣに達すると、復水弁３Ｃが閉成する。これにより、蒸気凝縮伝熱管ユニット１０ＵＣからの凝縮水の供給が停止される。蒸気凝縮伝熱管ユニット１０ＵＣからの凝縮水の供給停止により、原子炉圧力容器１１への凝縮水供給総量は減少し、原子炉内圧力の低下もさらに緩和される。このように復水弁３Ｃは、時刻ｔ１２−ｔ１５の期間開放して凝縮水の供給を行う。

以上の説明から明らかなように、本発明では圧力上昇の程度に応じて凝縮水供給総量が変更される。また、最初に大量に投入し、その後は圧力低下に応じて順次投入量を減らしている。かつ、これらが機械的に行われるため、電源を喪失した状態でも原子炉の緩やかな冷却を達成することが可能である。

これにより、原子炉内の水の急激な温度低下させることがないため、原子炉を構成する材料を保護しつつ、原子炉圧力容器１１内の水位１２の低下を抑制し、原子炉圧力容器１１内の圧力を低下させることができる。

上記の効果は、原子炉圧力容器１１内の水位変動に応じて復水弁３を機械的に操作する場合にも達成可能である。復水弁３Ａ〜３Ｄを原子炉圧力容器１１内の水位に連動して機械的に操作する場合の開閉設定水位の考え方について図７で説明する。

設定水位として、開放時設定水位Ｌｏと閉成時設定水位Ｌｃを備える。開放時設定水位Ｌｏは、通常運転時の原子炉圧力容器１１内の水位Ｌｎよりも低く設定され、復水弁３Ａ〜３Ｄの開放時設定水位Ｌｏは、例えばＬｏＤ＞ＬｏＣ＞ＬｏＢ＞ＬｏＡとされる。

これに対し、一度開放した後に閉成するときの閉成時設定水位Ｌｃは、通常運転時の原子炉圧力容器１１内の水位Ｌｎよりも低く、かつ開放時設定水位Ｌｏよりも高い水位に設定される。そのうえで、復水弁３Ａ〜３Ｄの開放時設定水位Ｌｏは、ＬｃＤ＞ＬｃＣ＞ＬｃＢ＞ＬｃＡとする。

図８は、原子炉水位が低下し本発明システムが作動したときの応答と水位変動を示している。縦軸に水位、横軸に時間をとって示している。まず時刻ｔ１０−ｔ１１の間では原子炉内水位Ｌは正常時設定水位Ｌｎに制御されている。

時刻ｔ１１で負荷遮断（発電機が電力系統から解列され無負荷状態になった）が発生し、時刻ｔ１２にかけて原子炉内水位Ｌが低下する。時刻ｔ１２において、復水弁３の開放時設定水位Ｌｏに達し、復水弁３が機械的に開放される。

このとき、原子炉圧力容器１１に格納されている炉心燃料の崩壊熱が高く、原子炉圧力容器内の水位Ｌが十分に低い場合は、すべての復水弁３Ａ〜３Ｄが開き、すべての蒸気凝縮伝熱管ユニット１０ＵＡ，１０ＵＢ，１０ＵＣに原子炉圧力容器内の蒸気Ｓが流れ込み、蒸気凝縮伝熱管ユニット１０ＵＡ，１０ＵＢ，１０ＵＣを介して原子炉に凝縮水が流れ込むことで、原子炉内の水の温度を積極的に下げる。

これに対し、炉心燃料の崩壊熱が相対的に小さい場合は、原子炉圧力容器１１内の水位が相対的に高いため、開放水位の設定値Ｌｏが高い復水弁のみが開き、その復水弁に接続された蒸気凝縮伝熱管ユニット１０Ｕのみに原子炉圧力容器内の蒸気が流れ込む。図７の開放水位の設定では、原子炉内水位Ｌの低下に従い、３Ｄ、３Ｃ、３Ｂ、３Ａの順に開放していく。図８では、原子炉内水位Ｌが瞬時に低下し、全ての復水弁３Ａ〜３Ｄが機械的に開放された状態を示している。

蒸気凝縮伝熱管ユニット１０ＵＡ，１０ＵＢ，１０ＵＣ内の凝縮水の水位Ｌｃは、通常運転時の原子炉圧力容器１１内の通常運転時水位Ｌｄよりも高くなるように設定されている。このため、復水弁３Ａ〜３Ｄが開かれると、水の自重を利用して凝縮水が原子炉圧力容器１１内に供給される。

このとき、原子炉圧力容器１１の水位Ｌに応じて復水弁３Ａ〜３Ｃが開放されるので、原子炉圧力容器１１の水位Ｌが十分に低い時には、原子炉圧力容器１１に供給する凝縮水の量は相対的に多く、原子炉圧力容器１１の水位が相対的に高い時は、原子炉圧力容器１１に供給する凝縮水の量は相対的に少なくなる。

そして図８において、凝縮水が原子炉圧力容器１１内に供給されたのちの時刻ｔ１３に至り原子炉圧力容器１１内の水位上昇により、水位がＬｃＡに達すると、復水弁３Ａが閉成する。これにより、蒸気凝縮伝熱管ユニット１０ＵＡからの凝縮水の供給が停止される。蒸気凝縮伝熱管ユニット１０ＵＡからの凝縮水の供給停止により、原子炉圧力容器１１への凝縮水供給総量は減少し、原子炉内水位の上昇が緩和される。このことから明らかなように復水弁３Ａは、時刻ｔ１２−ｔ１３の期間開放して凝縮水の供給を行う。

さらに時刻ｔ１４に至り原子炉圧力容器１１内の水位上昇により、水位がＬｃＢに達すると、復水弁３Ｂが閉成する。これにより、蒸気凝縮伝熱管ユニット１０ＵＢからの凝縮水の供給が停止される。蒸気凝縮伝熱管ユニット１０ＵＢからの凝縮水の供給停止により、原子炉圧力容器１１への凝縮水供給総量は減少し、原子炉内水位の上昇もさらに緩和される。このように復水弁３Ｂは、時刻ｔ１２−ｔ１４の期間開放して凝縮水の供給を行う。

さらに時刻ｔ１５に至り原子炉圧力容器１１内の水位上昇により、水位がＬｃＣに達すると、復水弁３Ｃが閉成する。これにより、蒸気凝縮伝熱管ユニット１０ＵＣからの凝縮水の供給が停止される。蒸気凝縮伝熱管ユニット１０ＵＣからの凝縮水の供給停止により、原子炉圧力容器１１への凝縮水供給総量は減少し、原子炉内水位の低下もさらに緩和される。このように復水弁３Ｃは、時刻ｔ１２−ｔ１５の期間開放して凝縮水の供給を行う。

以上の説明から明らかなように、水位に連動させた本発明の実施例では水位上昇の程度に応じて凝縮水供給総量が変更される。また、最初に大量に投入し、その後は水位低下に応じて順次投入量を減らしている。かつ、これらが機械的に行われるため、電源を喪失した状態でも達成することが可能である。

以上、圧力あるいは水位に連動して複数の復水弁３を機械的に順次開閉することについて説明した。再度図３に戻り、崩壊熱量Ｈｄの時間的推移との関係で複数の復水弁３の開閉の状態を図示すると、負荷遮断による非常用復水システム作動の直後の時期に全ての復水弁３が開放して凝縮水を原子炉に供給し、圧力、水位の回復の程度に応じて順次復水弁３が閉成していく。

係る制御の結果として、アイソレーションコンデンサＩＣの除熱量は、段階的に減少する形となり、緩やかな温度低下特性ＴＲ２を実現することができた。ここでは、除熱量の減少のタイミングが複数の復水弁３により定まり、圧力、水位の回復の程度に応じて変更されていることが理解できる。

このことは、非常用復水システムの運用方法としてみると、蒸気凝縮伝熱管１０を複数の蒸気凝縮伝熱管ユニット１０ＵＡ，１０ＵＢ，１０ＵＣで構成し、非常用復水システム作動の直後には複数ユニットからの凝縮水供給を行い、その後ユニット数を減らしていくように運用すればよい。ユニット数の調整のために機械式の復水弁が使用され、タイミング決定のために圧力、水位の回復の程度が利用される。

なお、図１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１１内の水位Ｌｄが一定値まで低下した場合、または原子炉圧力容器１１内の圧力が一定値まで上昇した場合、復水弁３Ａ〜３Ｄ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。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。

なお、電動弁４Ａ〜Ｄは、運転員が積極的にアイソレーションコンデンサＩＣを作動させるために設置してある。

機械的に作動する復水弁３Ａ〜３Ｄとしては、バネ式弁のように圧力によって開閉する機構を有する。また、特許文献２に示されているように、破裂弁や圧力逃がし弁、逆止弁を組み合わせることで、復水弁３Ａ〜３Ｄの作動をより確実にすることも可能である。

本発明の実施例２における非常用復水システムの構成を図９に示す。本実施例では、実施例１の構成と復水弁の開閉操作を採用した上でさらに、蒸気凝縮伝熱管ユニット１０Ａ、１０Ｂ、１０Ｃの除熱性能が１０Ａ、１０Ｂ、１０Ｃの順に高くなるように構成されている。除熱性能を可変にするために、蒸気凝縮伝熱管６に設置してあるフィンの数を異ならせている。なお、図９において、蒸気凝縮伝熱管ユニット１０Ａ、１０Ｂ、１０Ｃは、ヘッタ５とフッター７の間に筒状の複数の蒸気凝縮伝熱管６を配置したものである。ヘッタ５とフッター７は、それぞれ蒸気引き込み管１３と蒸気凝縮伝熱管１４に接続されており、蒸気を均等に蒸気凝縮伝熱管６に分流し、凝縮水を効率よく合流させる機能を果たす。

このための蒸気凝縮伝熱管の断面を図１０に示す。図１０は、冷却用プール８を上部から俯瞰した図であり、蒸気凝縮伝熱管６の断面を表している。この例では、蒸気凝縮伝熱管６Ｃに設置してあるフィンの数が最も多く、次いで６Ｂとされ、６Ｃにはフィンは設置しない。このように、フィンの数によって蒸気凝縮伝熱管ユニット１０Ａ、１０Ｂ、１０Ｃの除熱性能を、１０Ｃ＜１０Ｂ＜１０Ａとする。

原子炉圧力容器内の炉心燃料の崩壊熱は、図３のＨｄに示したように指数関数的に減衰する。炉心燃料の崩壊熱が高い場合は、原子炉圧力容器１１の圧力が高いため、復水弁３Ａ〜３Ｃがすべて開き、蒸気凝縮伝熱管ユニット１０Ａ〜１０Ｃがすべて作動する。このように炉心燃料の崩壊熱が高い場合は、アイソレーションコンデンサＩＣの除熱性能を高くする。炉心燃料の崩壊熱が下がると、原子炉圧力容器１１の圧力が低下し、設定圧力値が最も高い復水弁３Ａが最初に閉じる。以後は、復水弁３Ｂ，３Ｃの順に閉成させる。

これにより除熱性能が最も高い蒸気凝縮伝熱管ユニットから順次停止することになる。このため、アイソレーションコンデンサＩＣの除熱性能は、実施例１の同じケースと比べて、より大きく低下する。このとき、炉心燃料の崩壊熱が指数関数的に低下している。本実施例のアイソレーションコンデンサＩＣは、アイソレーションコンデンサＩＣの崩壊熱の減衰に合わせて、原子炉内の水の温度をより一層適切に下げることができる。

このように第２の実施例では、複数の蒸気凝縮伝熱管ユニットの除熱性能を異なるものとし、除熱性能が高いものから順に停止していくものである。

本発明の実施例３におけるアイソレーションコンデンサＩＣの構成図を図１１に示す。実施例３の場合にも、実施例２と同様に蒸気凝縮伝熱管ユニット１０Ａ、１０Ｂ、１０Ｃの除熱性能を異なるものとし、除熱性能が高いものから順に停止していく。除熱性能を異ならせるために、フィンではなく蒸気凝縮伝熱管の菅長を相違せしめて実現している。

本実施例では、蒸気凝縮伝熱管ユニット１０Ａ、１０Ｂ、１０Ｃの除熱性能が１０Ａ、１０Ｂ、１０Ｃの順に高くなっている。蒸気凝縮伝熱管６Ａの長さが最も長く、次いで６Ｂ、６Ｃが一番短い。このように、蒸気凝縮伝熱管の長さによって蒸気凝縮伝熱管ユニット１０Ａ、１０Ｂ、１０Ｃの除熱性能を、１０Ｃ＜１０Ｂ＜１０Ａとする。

原子炉圧力容器内の炉心燃料の崩壊熱は、図３のＨｄに示すように指数関数的に減衰する。炉心燃料の崩壊熱が高い場合は、原子炉圧力容器１１の圧力が高いため、復水弁３Ａ〜３Ｄがすべて開き、蒸気凝縮伝熱管ユニット１０Ａ〜１０Ｃがすべて作動する。このように炉心燃料の崩壊熱が高い場合は、アイソレーションコンデンサＩＣの除熱性能を高くする。炉心燃料の崩壊熱が下がると、原子炉圧力容器１１の圧力が低下し、設定圧力値が最も高い復水弁３Ａが最初に閉じる。以後は、復水弁３Ｂ，３Ｃの順に閉成させる。

これにより除熱性能が最も高い蒸気凝縮伝熱管ユニット６Ａが作動しなくなるため、アイソレーションコンデンサＩＣの除熱性能は、実施例１の同じケースと比べて、より大きく低下する。このとき、炉心燃料の崩壊熱が指数関数的に低下している。本実施例のアイソレーションコンデンサＩＣは、アイソレーションコンデンサＩＣの崩壊熱の減衰に合わせて、原子炉内の水の温度をより一層適切に下げることができる。

このように第３の実施例でも、複数の蒸気凝縮伝熱管ユニットの除熱性能を異なるものとし、除熱性能が高いものから順に停止していくものである。

本発明の実施例４におけるアイソレーションコンデンサＩＣの構成図を図１２に示す。実施例４の場合にも、実施例２、３と同様に蒸気凝縮伝熱管ユニット１０Ａ、１０Ｂ、１０Ｃの除熱性能を異なるものとし、除熱性能が高いものから順に停止していく。

本実施例では、蒸気凝縮伝熱管ユニット１０Ａ、１０Ｂ、１０Ｃの除熱性能が１０Ｃ、１０Ｂ、１０Ａの順に高くなっている。蒸気凝縮伝熱管ＡＭの長さが最も長く、次いで６Ｂ、６Ｃが一番短い。ただし、実施例３とは異なり、蒸気凝縮伝熱管の長さは管の蛇行量で調整しており、蒸気凝縮伝熱管６Ａ、６Ｂ、６Ｃの高さはすべて同じである。蒸気凝縮伝熱管ユニット１０Ａ、１０Ｂ、１０Ｃの除熱性能に差をつけることで、アイソレーションコンデンサＩＣの除熱性能を指数関数的に減衰する炉心燃料の崩壊熱により対応させることができる。

さらに、本実施例では蒸気凝縮伝熱管ユニットの高さがすべて同じである。蒸気凝縮ユニットは、冷却用プール９内において水に完全に浸す必要があるが、本実施例では蒸気凝縮ユニットの高さがすべて同じであるため、冷却用プール９を小さくすることができる。

以上説明した本発明によれば、複数の蒸気凝縮伝熱管ユニットに直列に、開閉する圧力の設定値が異なる復水弁が設置されている。このことから、図３に示すように、原子炉圧力容器の圧力或いは水位に応じて、開いている復水弁の数が変化する。これにより稼働する蒸気凝縮伝熱管ユニットの数が変化する。

即ち、原子炉圧力容器に格納されている炉心燃料の崩壊熱が高く、原子炉圧力容器内の圧力が高い場合は、すべての復水弁が開き、すべての蒸気凝縮伝熱管ユニットに原子炉圧力容器内の蒸気が流れ込み、蒸気凝縮伝熱管を介して原子炉に凝縮水が流れ込むことで、原子炉内の水の温度を積極的に下げる。

一方、炉心燃料の崩壊熱が相対的に小さい場合は、原子炉圧力容器内の圧力が相対的に低いため、開閉する圧力の設定値が低い復水弁のみが開き、その復水弁に接続された蒸気凝縮伝熱管ユニットのみに原子炉圧力容器内の蒸気が流れ込む。蒸気凝縮伝熱管ユニットを介して原子炉に流れ込む凝縮水も相対的に少ないため、炉心燃料の崩壊熱が相対的に小さい場合であっても、原子炉内の水の温度を適切に下げることができる。

さらに、長さが長いもしくは除熱性能が高い蒸気凝縮伝熱管ユニットに接続されている復水弁について、開閉する圧力の設定値を相対的に高くすることにより、アイソレーションコンデンサＩＣの除熱性能を、指数関数的に減衰する炉心燃料の崩壊熱により対応させることができる。これにより、アイソレーションコンデンサＩＣの崩壊熱の減衰に合わせて、原子炉内の水の温度をより一層適切に下げることができる。

これらは、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ため、実用上の効果が大きい。

本発明は、原子炉の安全設備に関し、特に原子炉隔離時における静的な原子炉格納容器冷却系の一つである非常用復水システムに適用することができる。

３Ａ〜３Ｄ：復水弁
４：電動弁
５：ヘッター
６Ａ〜６Ｃ：蒸気凝縮伝熱管
７：フッター
８：冷却用プール
１０Ａ〜１０Ｍ：蒸気凝縮伝熱管ユニット
１１：原子炉圧力容器
１３：蒸気引き込み管
１４：蒸気凝縮伝熱管
１５：水位計
１６：圧力計
１７：作動信号発信系
１８：復水弁駆動系
１９：電源系統
２０：フィン
ａ：蒸気引き込み管１３の原子炉圧力容器１１への取り付け部分
ｂ：凝縮水戻し管１４の原子炉圧力容器１１への取り付け部分
Ｌｃ：蒸気凝縮伝熱管１０内の凝縮水の水位
Ｌｄ：原子炉圧力容器内水位

Claims (10)

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、
   前記蒸気凝縮伝熱管を複数のユニットに分けてそれぞれの蒸気凝縮伝熱管ユニットに直列に復水弁を設置し、前記復水弁は独立して機械的に開閉する機械式弁で構成するとともに、前記復水弁の開閉は前記原子炉圧力容器の圧力または水位に応じて個別に設定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。
2. 請求項１に記載の原子力プラントの非常用復水システムにおいて、
   前記複数の復水弁は、前記原子炉圧力容器の圧力または水位の変動に応じて開放し、その後順次閉成するように、原子炉圧力容器の圧力または水位の設定値が個別に設定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。
3. 請求項１または２に記載の原子力プラントの非常用復水システムにおいて、
   複数の蒸気凝縮伝熱管ユニットの除熱性能が互いに相違するように設定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。
4. 請求項３に記載の原子力プラントの非常用復水システムにおいて、
   除熱性能が高い蒸気凝縮伝熱管ユニットの順に、当該蒸気凝縮伝熱管ユニットに接続された復水弁が閉成されていく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. 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、
   前記蒸気凝縮伝熱管を複数のユニットに分けてそれぞれの蒸気凝縮伝熱管ユニットに直列に復水弁を設置し、前記復水弁は独立して機械的に開閉する機械式弁で構成するとともに、前記復水弁の開閉は前記原子炉圧力容器の圧力または水位に応じて個別に設定されており、複数の蒸気凝縮伝熱管ユニットの除熱性能が互いに相違するように設定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。
6. 請求項５に記載の原子力プラントの非常用復水システムにおいて、
   除熱性能が高い蒸気凝縮伝熱管ユニットの順に、当該蒸気凝縮伝熱管ユニットに接続された復水弁が閉成されていく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５または請求項６に記載の原子力プラントの非常用復水システムにおいて、
   複数の蒸気凝縮伝熱管ユニットの除熱性能が互いに相違するように設定するために、前記蒸気凝縮伝熱管は、ユニット毎に蒸気凝縮伝熱管の長さが異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。
8. 請求項５または請求項６に記載の原子力プラントの非常用復水システムにおいて、
   複数の蒸気凝縮伝熱管ユニットの除熱性能が互いに相違するように設定するために、前記蒸気凝縮伝熱管は、ユニット毎に蒸気凝縮伝熱管に設置してあるフィンの除熱特性が異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。
9. 請求項６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、
   除熱性能が高い蒸気凝縮伝熱管ユニットに接続された復水弁は、開閉する圧力の設定値が相対的に高い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。
10. 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の運用方法において、
    前記蒸気凝縮伝熱管を複数のユニットに分けてそれぞれの蒸気凝縮伝熱管ユニットに直列に復水弁を設置し、前記復水弁は独立して機械的に開閉する機械式弁で構成するとともに、
    前記原子炉圧力容器で発生した崩壊熱を除去するために前記復水弁を開閉して前記蒸気凝縮伝熱管ユニットにおける除熱量を段階的に低減させ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の運用方法。

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