JP2013096927A - 原子力発電プラントの非常用復水器 - Google Patents

Abstract

【課題】原子炉圧力容器内で発生した崩壊熱を電源を用いることなく除熱およびその除熱性能の調整をする。
【解決手段】前記原子炉圧力容器には蒸気を抜き取る蒸気供給配管を設置し、該蒸気供給配管の下流側には熱交換器が接続され、該熱交換器の下流側には凝縮水戻し管が接続され、該凝縮水戻し管は前記原子炉圧力容器に接続され、前記凝縮水戻し管上には起動弁があり、前記熱交換器は冷却プール中に設置され、該熱交換器は高さ方向において上部の伝熱配管の伝熱面積は下部よりも大きくなるように伝熱配管を設置する。
【選択図】図１Ａ

Description

本発明は原子力発電プラントに用いられる冷却設備である非常用復水器に関する。

例えば沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ、ＡＢＷＲ）、加圧水形軽水炉（ＰＷＲ）等の冷却材に軽水を用いる軽水炉型原子力発電システムは、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、それを海水により冷却される熱交換器を通して冷却した後、原子炉圧力容器に戻すことで、炉心の崩壊熱を除去している。

このような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おり、システムの動作には電源が必要である。停電等により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を起動して原子炉冷却システムを運転する。

一方、原子炉への外部からの送電が止まったときに、電源を用いることなく原子炉を冷却するシステムが用いられており、例えば特許文献１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、冷却プールの水中に設置した伝熱配管を通して冷却し蒸気を凝縮させ、凝縮水を再び原子炉圧力容器に戻して冷却する原子炉冷却システムである。非常用復水器は、凝縮水の重さ（水頭）を駆動力として動作するため、電源を用いることなく動作することが可能である。

一方、原子炉圧力容器に急激な冷却を繰り返すと、温度変化により圧力容器に熱疲労の影響を及ぼすため、非常用復水器では圧力容器に凝縮水を還流する起動弁の開閉により、過冷却にならないよう冷却水の供給を制御して温度変化を調整している。

原子炉の崩壊熱は、図５の崩壊熱曲線（ＤＨＣ：Decay Heat Curve）で示されるように、時間と共に低下するため、適切な冷却のためには常に炉心の冷却状態の監視を必要とする。この監視を不要とするシステムとして、例えば、特許文献２に記載されている原子炉圧力を監視して制御信号を生成し、起動弁を調整する非常用復水器が提案されている。

また、特許文献３には、動的機器を用いない崩壊熱除去装置として、アイソレーションコンデンサーが示されている。アイソレーションコンデンサーは原子炉圧力容器の蒸気を冷却プール内に収納した逆Ｕ字状の熱交換器で冷却し、生成した凝縮水を圧力容器に還流している。

特開昭６２−１８２６９７号公報 特開平４−２７８９６号公報 特開平５−３４４８４号公報

特許文献１に記載されている非常用復水器は、上述のように電源を用いることなく動作可能であるが、原子炉温度の監視と弁の操作を必要とする。原子炉温度の監視や弁の操作には電源を必要とするため、すべての電源が失われた状態においては従来の非常用復水器と同様に、適切な冷却を実現できない。

一方、特許文献２に記載されている非常用復水器は、前述の原子炉温度の監視の課題が解決されているが、電源を用いて弁を開閉する操作が必要であり、こちらもすべての電源が失われた状態においては、前述のシステムと同じ課題がある。

さらに、特許文献３では、冷却プールの冷却水が蒸発した場合に、冷却水中の伝熱配管の容積が徐々に減少するが、原子炉炉心の崩壊熱曲線の減少率を考慮していないため、炉心を過冷却し、炉心材料に熱的ストレスや熱疲労を与えるという問題があった。

本発明では、電源を用いることなく動作する非常用復水器において、電源を用いずに冷却量を調整する手段を提供することを目的とする。

本発明は、冷却水を有する冷却プール中に設置された熱交換器に、原子炉格納容器中に設置された炉心を有する原子炉圧力容器から蒸気供給配管を介して抜き取った蒸気を供給し、熱交換器で冷却された凝縮水を、凝縮水の水頭を用いて起動弁を有する凝縮水戻し管で原子炉圧力容器へ復水する原子力発電プラントの非常用復水器において、原子炉圧力容器内の炉心の崩壊熱曲線に合わせて、熱交換器の冷却水の蒸発に伴う除熱量を冷却水の水面低下に従い低下させるように、熱交換器の伝熱配管の伝熱面積を熱交換器の上部で大きく配置し、熱交換器の下部で小さく配置したことを特徴とする。

また、原子力発電プラントの非常用復水器において、熱交換器は、垂直方向に設けた少なくとも一対のヘッダ間に複数の伝熱配管を水平に配置し、伝熱配管の配置密度を、熱交換器の上部で密に配置し、下部で疎に配置したことを特徴とする。

また、原子力発電プラントの非常用復水器において、水平方向に配置された少なくとも一対のヘッダ間に縦方向に複数の伝熱配管を配置した伝熱配管の段を縦方向に複数段設け、熱交換器の伝熱配管の上部段における伝熱配管の配置密度を密に配置し、伝熱配管の下部段における伝熱配管の配置密度を疎に配置したことを特徴とする。

また、原子力発電プラントの非常用復水器において、熱交換器は、水平方向に配置された一対のヘッダ間に縦方向に複数の伝熱配管を配置し、各伝熱配管外周に伝熱配管底部から連続的に断熱材を設け、断熱材上端の位置を底面から任意の高さに徐々に低下させた伝熱配管を複数個設けたことを特徴とする。

また、原子力発電プラントの非常用復水器において、熱交換器は、水平方向に配置された一対のヘッダ間に縦方向に複数の伝熱配管を配置し、各伝熱配管を伝熱配管底部から連続的に肉厚部を設け、伝熱配管の肉厚部上端の位置を底面から任意の高さに徐々に低下させた伝熱配管を複数個設けたことを特徴とする。

さらに、原子力発電プラントの非常用復水器において、熱交換器は、コイル状の伝熱配管を熱交換器の上部から下部に巻回し、各コイルの間隔を下方に向かって徐々に拡大したことを特徴とする。

本発明によれば、冷却水を有する冷却プール中に設置された熱交換器に、原子炉格納容器中に設置された炉心を有する原子炉圧力容器から蒸気供給配管を介して抜き取った蒸気を供給し、熱交換器で冷却された凝縮水を、凝縮水の水頭を用いて起動弁を有する凝縮水戻し管で原子炉圧力容器へ復水する原子力発電プラントの非常用復水器において、原子炉圧力容器内の炉心の崩壊熱曲線に合わせて、熱交換器の冷却水の蒸発に伴う除熱量を冷却水の水面低下に従い低下させるように、熱交換器の伝熱配管の伝熱面積を熱交換器の上部で大きく配置し、熱交換器の下部で小さく配置したことにより、非常用復水器による炉心冷却を、電源なしに、活字動的に炉心の崩壊熱曲線に合わせて適切に除熱を実施することができる。

本発明の実施例１の非常用復水器の構成を示す模式図である。 本発明の実施例１の非常用復水器の除熱状態を示すグラフである。 本発明の実施例２の非常用復水器の構成を示す模式図である。 本発明の実施例２の非常用復水器の除熱状態を示すグラフである。 本発明の実施例３の非常用復水器の構成を示す模式図である。 本発明の実施例３の非常用復水器の除熱状態を示すグラフである。 本発明の実施例４の非常用復水器の構成を示す模式図である。 本発明の実施例４の非常用復水器の除熱状態を示すグラフである。 原子炉炉心の崩壊熱曲線を示すグラフである。

発明者らは、非常用復水器の冷却性能について電源を用いずに調整するためには、非常用復水器の熱交換器を冷却プール水中に設置したときに、早期に熱交換器を冷却プールの水面上に露出するように設置し、さらに冷却と共に冷却水が蒸発して水面が低下するに従って、熱交換器の冷却性能が崩壊熱曲線に従って変化するように伝熱配管を配置すれば良いとの結論に達した。

これにより、電源を用いることなく炉心の冷却量を調整できるため、すべての電源を喪失した場合においても、起動時に非常用復水器の起動弁を開放するだけで、自動的に適切に炉心を冷却することができる。

上記の検討結果を反映した、本発明の実施例を以下に説明する。

本発明の好適な一実施例である実施例１の原子炉冷却システムを、図１Ａ、１Ｂを用いて説明する。本実施例は沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）の例を示しているが、例えば加圧水型軽水炉（ＰＷＲ）の蒸気発生器などにも適用できる。

本発明の原子炉冷却システムの構成例を以下に記載する。原子炉圧力容器１の上部（蒸気領域）に、蒸気を抜き取る蒸気供給配管２を接続する。蒸気供給配管２は原子炉格納容器３の壁面を貫通した後、水冷の熱交換器５に接続される。熱交換器５は、冷却水Ｗを収納した冷却プール６中に設置され、伝熱配管４を用いて熱交換を行う。

伝熱配管４は縦方向に設けた一対の垂直ヘッダＳＨに挟まれて設置され、高さ方向において上方は伝熱配管が多く密に配置され、下方に移行するに従って徐々に伝熱配管が少なく疎になるように配置されている。伝熱配管の上記配置密度は炉心の崩壊熱曲線にほぼ合わせるように配置される。

冷却プール６の上部には通常、蒸気放出口９が設置されており、大気に開放されている。熱交換器５内で蒸気は冷却、凝縮され、凝縮水は凝縮水戻し管７を通って原子炉圧力容器１の水領域に戻される。なお実際の原子炉では、蒸気供給配管２および凝縮水戻し管７の、原子炉格納容器貫通部の前後には隔離弁（図示せず）が設置される。また、凝縮水戻し管７上には、非常用復水器（ＥＣ：Emergency Condenser）を起動させるための起動弁８が設置されている。起動弁８は原子炉の通常運転中は閉じている。

原子炉で異常事象が発生し、原子炉冷却システムを起動する時には、オペレータが起動弁８を開放する。起動弁８は何らかの信号により自動的に開閉させても良い。起動弁８を開放すると、凝縮水戻し管８および熱交換器５内に溜まった水の重さにより、水が原子炉圧力容器１内に流入する。すると、熱交換器５内に、原子炉圧力容器１から蒸気供給配管７を通して蒸気が流入する。

本発明の非常用復水器ＥＣをしばらく運転すると、熱交換器５を内蔵する冷却プール６の冷却水Ｗの水温が徐々に上昇し、やがて沸騰を開始する。冷却プール６水中で発生した蒸気は、蒸気放出口９から外部に放出される。蒸気の放出とともに冷却プール６の水面が低下し、すぐに熱交換器５上部が露出する。これにより冷却性能が低下する。

原子炉の崩壊熱は短半減期核種により初期の崩壊熱が大きく、時間と共に短半減期核種が少なくなるため、図５に示す様に崩壊熱は徐々に下がっていく。このように原子炉の発熱も低下するが、崩壊熱の除去により冷却プール６水面が低下するとともに、図１Ｂの階段状の折れ線グラフで示した除熱曲線であるＨＲＣ(Heat Removal Curve)１に示すように、除熱量も低下し冷却性能が低下する。上述した伝熱管の配置分布は、図１ＢのＨＲＣ１に示すように原子炉炉心の崩壊熱曲線にほぼ近似するようにあらかじめ配置されている。したがって、特に起動弁８を調整して除熱量を調整する必要がない。

以上の効果により、非常用復水器の冷却において、電源なしに崩壊熱曲線にほぼ合わせて冷却することができるために、特に弁の制御を必要とせずに、自動的に適切な炉心の冷却をすることができる。

本発明の好適な一実施例である実施例２の原子炉冷却システムを、図２Ａ、２Ｂを用いて説明する。本実施例は沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）の例を示しているが、例えば加圧水型軽水炉の蒸気発生器などにも適用できる。

実施例２の原子炉冷却システムの構成では、熱交換器５Ａにおいて、蒸気供給配管２から上部ヘッダＵＨに接続し、上部の伝熱配管４を用いて伝熱し、中央部に中間ヘッダＭＨを設置してこれに接続する。上部ヘッダＵＨと中間ヘッダＭＨの間に複数の伝熱配管４を縦方向に接続した第一の伝熱配管の段を形成する。次に、中間ヘッダＭＨと下部ヘッダＬＨの間に第二の伝熱配管の段を形成する。
中間ヘッダＭＨから下部ヘッダＬＨへは、伝熱配管４の数を前述の部分よりも少なく設置している。

実施例２のように、上下の伝熱配管の段で伝熱配管の本数を変えることで実施例１と同様に上部の伝熱面積を大きくし、下部の伝熱面積を小さくすることができる。

すなわち、図２Ｂの折れ線の連続した擬似的曲線で示した除熱曲線であるＨＲＣ２に示すように、除熱量も低下し冷却性能が低下する。上述した伝熱管の配置分布は、図２Ｂに示すように原子炉炉心の崩壊熱曲線にほぼ近似するようにあらかじめ配置されている。したがって、実施例１と同様に、起動弁８を調整して除熱量を調整する必要がない。

実施例２を用いれば、実施例１と同様に除熱量を調整できるとともに、伝熱配管を縦に設置しているため、伝熱配管４内の２相流動状態の予測に、従来広く研究されている沸騰伝熱に関する技術的知見を利用することが可能となり、伝熱性能の予測が容易になる。

本発明の好適な一実施例である実施例３の原子炉冷却システムを、図３Ａ、３Ｂを用いて説明する。

実施例３の原子炉冷却システムの構成では、熱交換器５Ｂにおいて、伝熱配管４を上部ヘッダＵＨと下部ヘッダＬＨの間に縦方向に配置し、各伝熱配管４を底部から長さの異なる断熱材１０で覆うことで、水面が熱交換器５Ｂの下方に低下してゆくに従って、実質的な伝熱面積を低下させている。

すなわち、図３Ｂの折れ線グラフで示した除熱曲線であるＨＲＣ３に示すように、除熱量も低下し冷却性能が低下する。上述した伝熱管の配置分布は、図１Ｂに示すように原子炉炉心の崩壊熱曲線にほぼ近似するようにあらかじめ配置されている。したがって、実施例１と同様に、起動弁８を調整して除熱量を調整する必要がない。

断熱材１０の使用は熱の伝達性能を低下させることが目的である。従って、断熱材に代えて伝熱配管の径を太くし配管肉厚を増大させることでも図３Ｂの除熱曲線であるＨＲＣ３を実現することができる。

実施例３を用いれば、実施例２と同様に除熱量を調整できる。さらに伝熱配管を縦に設置できるため、従来の沸騰伝熱の知見を用いることで伝熱性能の予測が容易になる。さらに実施例３では、使用するヘッダ数を低減できるので熱交換器の製造コストを低減できる。

本発明の好適な一実施例である実施例４の原子炉冷却システムを、図４Ａ、４Ｂを用いて説明する。

実施例４の原子炉冷却システムの構成では、熱交換器５Ｃにおいて、伝熱配管４を縦方向に連続的にコイル状に配置し、伝熱配管４の各コイルの間隔を下方にゆくほど拡大している。これにより、水面が熱交換器５Ｃの下方に低下してゆくに従って、実質的な伝熱面積を低下させている。

すなわち、図４Ｂの曲線で示した除熱曲線であるＨＲＣ４に示すように、除熱量が連続的に低下し冷却性能が低下する。したがって、実施例１と同様に、起動弁８を調整して除熱量を調整する必要がない。

１…原子炉圧力容器
２…蒸気供給配管
３…原子炉格納容器
４…伝熱配管
５、５Ａ、５Ｂ、５Ｃ…熱交換器
６…冷却プール
７…凝縮水戻し管
８…起動弁
９…蒸気放出口
１０…断熱材
ＨＣＲ…除熱曲線
ＵＨ…上部ヘッダ
ＭＨ…中間ヘッダ
ＬＨ…下部ヘッダ
Ｗ…冷却水

Claims (6)

1. 冷却水を有する冷却プール中に設置された熱交換器に、原子炉格納容器中に設置された炉心を有する原子炉圧力容器から蒸気供給配管を介して抜き取った蒸気を供給し、前記熱交換器で冷却された凝縮水を、凝縮水の水頭を用いて起動弁を有する凝縮水戻し管で前記原子炉圧力容器へ復水する原子力発電プラントの非常用復水器において、
   前記原子炉圧力容器内の炉心の崩壊熱曲線に合わせて、前記熱交換器の冷却水の蒸発に伴う除熱量を冷却水の水面低下に従い低下させるように、前記熱交換器の前記伝熱配管の伝熱面積を前記熱交換器の上部で大きく配置し、前記熱交換器の下部で小さく配置したことを特徴とする原子力発電プラントの非常用復水器。
2. 請求項１に記載された原子力発電プラントの非常用復水器において、前記熱交換器は、垂直方向に設けた少なくとも一対のヘッダ間に複数の前記伝熱配管を水平に配置し、該伝熱配管の配置密度を、前記熱交換器の上部で密に配置し、下部で疎に配置したことを特徴とする原子力発電プラントの非常用復水器。
3. 請求項１に記載された原子力発電プラントの非常用復水器において、水平方向に配置された少なくとも一対のヘッダ間に縦方向に複数の伝熱配管を配置した前記伝熱配管の段を縦方向に複数段設け、前記熱交換器の前記伝熱配管の上部段における前記伝熱配管の配置密度を密に配置し、前記伝熱配管の下部段における前記伝熱配管の配置密度を疎に配置したことを特徴とする原子力発電プラントの非常用復水器。
4. 請求項１に記載された原子力発電プラントの非常用復水器において、前記熱交換器は、水平方向に配置された一対のヘッダ間に縦方向に複数の伝熱配管を配置し、前記各伝熱配管外周に伝熱配管底部から連続的に断熱材を設け、該断熱材上端の位置を底面から任意の高さに徐々に低下させた前記伝熱配管を複数個設けたことを特徴とする原子力発電プラントの非常用復水器。
5. 請求項１に記載された原子力発電プラントの非常用復水器において、前記熱交換器は、水平方向に配置された一対のヘッダ間に縦方向に複数の伝熱配管を配置し、前記各伝熱配管を伝熱配管底部から連続的に肉厚部を設け、前記伝熱配管の肉厚部上端の位置を底面から任意の高さに徐々に低下させた前記伝熱配管を複数個設けたことを特徴とする原子力発電プラントの非常用復水器。
6. 請求項１に記載された原子力発電プラントの非常用復水器において、前記熱交換器は、コイル状の前記伝熱配管を前記熱交換器の上部から下部に巻回し、各コイルの間隔を下方に向かって徐々に拡大したことを特徴とする原子力発電プラントの非常用復水器。

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