JP2015034708A

JP2015034708A - 原子炉冷却システム

Info

Publication number: JP2015034708A
Application number: JP2013164441A
Authority: JP
Inventors: 和明木藤; Kazuaki Kito
Original assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Current assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Priority date: 2013-08-07
Filing date: 2013-08-07
Publication date: 2015-02-19

Abstract

【課題】冷却プール内のプール水の減少速度を抑えることができ、動作時間を増大することができる原子炉冷却システムを提供する。【解決手段】原子炉冷却システムは、原子炉格納容器３の外部で原子炉圧力容器２より上方に位置するように設置された冷却プール５と、原子炉圧力容器２内に設置された熱交換器６と、冷却プール５内のプール水を自重によって熱交換器６に供給する供給管７と、熱交換器６でプール水が加熱されて生じた蒸気を、冷却プール５を経由しないで原子炉格納容器３の外部に放出する放出管８と、供給管７に設けられた起動弁９とを備えている。放出管８は、冷却プール５の水位より上方で蒸気を放出するように設けられている。【選択図】図１

Description

本発明は、沸騰水型の原子力発電プラントに用いられ、電源無しでも動作する原子炉冷却システムに関する。

沸騰水型の原子力発電プラントでは、沸騰水型の原子炉（Boiling Water Reactor : BWR）の停止後も、炉心の崩壊熱を除去して、原子炉を冷却する必要がある。ここで、原子力発電プラントへの送電が停止するような異常事象が発生した場合を想定して、電源無しでも動作する原子炉冷却システムが提案されている（例えば特許文献１参照）。

特許文献１に記載の原子炉冷却システムは、原子炉格納容器の外部で原子炉圧力容器より上方に位置するように設置された冷却プールと、原子炉圧力容器内に設置された熱交換器と、冷却プール内のプール水を自重によって熱交換器に供給する供給管と、熱交換器で生じた蒸気とプール水の二相流を冷却プールに戻す戻し管とを備えている。

特開平５−１５７８７７号公報

冷却プールへの給水が困難である場合を想定すると、原子炉冷却システムの動作時間は、冷却プールの貯水量などで制約される。特許文献１に記載の原子炉冷却システムでは、熱交換器で加熱されて生じた蒸気を冷却プールに戻しており、その影響によって、冷却プール内のプール水が蒸発して減少する。そのため、動作時間の点で改善の余地があった。

本発明の目的は、動作時間を増大することができる原子炉冷却システムを提供することにある。

上記目的を達成するために、本発明は、原子炉圧力容器の外部又は前記原子炉圧力容器を格納する原子炉格納容器の外部で、前記原子炉圧力容器より上方に位置するように設置された冷却プールと、前記原子炉圧力容器内に設置された熱交換器と、前記冷却プール内のプール水を自重によって前記熱交換器に供給する供給管と、前記熱交換器でプール水が加熱されて生じた蒸気を、前記冷却プールを経由しないで前記原子炉格納容器の外部に放出する放出管と、前記供給管又は前記放出管に設けられた起動弁とを備え、前記放出管は、前記冷却プールの水位より上方で蒸気を放出するように設けられる。

このような本発明においては、熱交換器で生じた蒸気を冷却プールに戻さないで原子炉格納容器の外部に放出する。これにより、特許文献１に記載の従来技術のように、熱交換器で生じた蒸気を冷却プールに戻す場合と異なり、その蒸気の影響を冷却プール内のプール水に及ぼさないので、プール水の減少速度を抑えることができる。したがって、動作時間を増大することができる。

また、本発明においては、放出管が冷却プールの水位より上方で蒸気を放出するように設けられている。これにより、例えば放出管が冷却プールの水位より下方で蒸気を放出するように設けられている場合と比べ、放出管からのプール水の放出を抑制することができ、プール水の減少速度を抑えることができる。したがって、動作時間を増大することができる。

本発明によれば、動作時間を増大することができる。

本発明の第１の実施形態における原子炉冷却システムの構成を表す概略図である。本発明の第１の変形例における原子炉冷却システムの構成を表す概略図である。本発明の第２の変形例における原子炉冷却システムの構成を表す概略図である。本発明の第２の実施形態における原子炉冷却システムの構成を表す概略図である。

本発明の第１の実施形態を、図１により説明する。図１は、本実施形態における原子炉冷却システムの構成を表す概略図である。

本発明の適用対象である沸騰水型原子力発電プラントは、炉心１を内包する原子炉圧力容器２と、この原子炉圧力容器２を格納する原子炉格納容器３と、原子炉建屋４とを備えている。そして、通常運転中、原子炉圧力容器２内の炉心１で冷却水が加熱されて蒸気が発生し、この蒸気が主蒸気管（図示せず）を介し蒸気タービン（図示せず）に送られて蒸気タービンが駆動し、これによって発電機（図示せず）が駆動するようになっている。

ここで、原子力発電プラントへの送電が停止するような異常事象が発生した場合を想定する。原子力発電プラントへの送電が停止すると、自動的にスクラムが発生し、制御棒（図示せず）が炉心１に挿入される。スクラムにより、原子炉は停止するが、その後も、炉心１で崩壊熱が発生し、蒸気が発生する。そのため、主蒸気管に設けられた主隔離弁（図示せず）を閉じて、原子炉圧力容器２（及び原子炉格納容器３）の内部に蒸気を閉じ込めるようになっている。

また、原子力発電プラントへの送電が停止すると、通常は、複数の非常用発電機（図示せず）が自動的に起動して、炉心１の崩壊熱の除去に必要な電力を確保する。しかし、発生確率が非常に低いものの、全ての非常用発電機が起動できない場合も考えられる。そこで、本実施形態の原子炉冷却システムは、電源無しでも動作するようになっている。

本実施形態の原子炉冷却システムは、冷却プール５、熱交換器６、供給管７、放出管８、及び起動弁９を備えている。なお、図示しないものの、原子炉格納容器３を貫通する配管上には隔離弁や逆止弁が設けられている。

冷却プール５は、原子炉格納容器３の外部で、かつ原子炉圧力容器２より上方に位置するように設置されている。なお、冷却プール５は、原子炉格納容器３の内部（言い換えれば、原子炉圧力容器２の外部）で、かつ原子炉圧力容器２より上方に位置するように設置されてもよい。但し、一般的に、原子炉格納容器３の内部よりも外部に設置したほうが、冷却プール５の貯水量を多くすることが可能である。また、図１では、冷却プール５が原子炉建屋４の内部に設置された場合を示しているが、原子炉建屋４の外部に設置されてもよい。

熱交換器６は、原子炉格納容器２内に設置されている。供給管７の一端側は、冷却プール５の底壁又は側璧下部に接続され、他端側は、原子炉圧力容器２を貫通して熱交換器６の入口に接続されている。放出管８の一端側は、原子炉圧力容器２を貫通して熱交換機器６の出口に接続され、他端側は、原子炉格納容器３を貫通して原子炉格納容器３の外側に延在している。放出管８の他端開口（放出口）は、冷却プール４の初期水位より上方に位置している。起動弁９は、供給管７に設けられており、通常、閉状態である。

次に、本実施形態の動作及び作用効果を説明する。

原子炉の停止時に、起動弁９を開く。これに伴い、冷却プール５内のプール水は、自重により、供給管７を介し熱交換器６に供給される。熱交換器６に供給されたプール水は、原子炉圧力容器２内の蒸気を含むガスと熱交換する。これにより、炉心１の崩壊熱を除去して、原子炉を冷却する。そして、熱交換器６でプール水が加熱されて生じた蒸気は、放出管８を介し原子炉格納容器３の外部に放出される。

このように本実施形態においては、熱交換器６で生じた蒸気を冷却プール５に戻さないで原子炉格納容器３の外部に放出する。これにより、特許文献１に記載の従来技術のように、熱交換器で生じた蒸気を冷却プールに戻す場合と異なり、その蒸気の影響を冷却プール５内のプール水に及ぼさないので、プール水の減少速度を抑えることができる。したがって、動作時間を増大することができる。

また、本実施形態においては、放出管８が冷却プール５の水位より上方で蒸気を放出するように設けられている。これにより、例えば放出管が冷却プールの水位より下方で蒸気を放出するように設けられている場合と比べ、放出管８からのプール水の放出を抑制することができ、プール水の減少速度を抑えることができる。したがって、動作時間を増大することができる。

また、本実施形態においては、冷却プール５で貯蔵されたプール水を有効利用することができ、プール水の単位質量あたりの除熱量を増加することができる。詳しく説明すると、プール水の単位質量あたりの除熱量は、熱交換器６の入口側（言い換えれば、冷却プール５内）のプール水のエンタルピーが低くなるほど、または熱交換器６の出口側の蒸気のエンタルピーが高くなるほど、大きくなる。特許文献１に記載の従来技術では、熱交換器の出口側の蒸気のエンタルピーを高くすれば、その影響により、冷却プール内のプール水のエンタルピーも著しく高くなるため、除熱量の増加が見込めない。これに対し、本実施形態では、熱交換器６の出口側の蒸気のエンタルピーを高くしても（具体的には、例えば熱交換器６の表面積を大きくとり、熱交換器６へのプール水の供給流量を小さくして、熱交換器６で過熱蒸気となるまで加熱しても）、その影響によって、冷却プール５内のプール水のエンタルピーが著しく高くなることはないから、除熱量を増加することができる。

そのため、熱交換器の冷却能力が同じである条件で比較すれば、熱交換器６へのプール水の供給流量を低減することができる。具体的には、例えば図２で示す第１の変形例のように、供給管７にオリフィス１０（詳細には、供給管７の内径より小さな内径を有する絞り）を設け、熱交換器６へのプール水の供給流量を低減してもよい。これにより、冷却プール５内のプール水の減少速度を抑えることができ、動作時間を増大することができる。

あるいは、例えば図３で示す第２の変形例のように、供給管７に流量調整弁１１を設け、熱交換器６へのプール水の供給流量を調整可能にしてもよい。本変形例では、例えばスクラム後の時間の経過とともに炉心１の崩壊熱が減少し、これに応じて熱交換器６の冷却能力を減少させたい場合に（別の言い方をすれば、プール水の単位質量あたりの除熱量の低下を抑えたい場合に）、プール水の供給流量を低減することができる。したがって、冷却プール５内のプール水の減少速度を抑えることができ、動作時間を増大することができる。

なお、流量調整弁１１の開度は、プログラムに従い、スクラム後の時間の経過とともに小さくなるように制御されてもよい。あるいは、放出管９に設けられた温度計（図示せず）で計測された温度が予め設定された目標値となるように、流量調整弁１１の開度が制御されてもよい。

本発明の第２の実施形態を、図４により説明する。図４は、本実施形態における原子炉冷却システムの構成を表す概略図である。なお、この図４において、上記第１の実施形態と同等の部分は同一の符号を付し、適宜説明を省略する。

本実施形態の放出管８には、冷却プール５の初期水位より上方に位置するように、気液分離器１２が設けられている。気液分離器１２は、蒸気とプール水を分離する分離機構を有している。この分離機構は、例えば原子炉圧力容器２内の気水分離器などで採用されている公知技術を用いればよい。

そして、気液分離器１２で分離された蒸気は、冷却プール５に戻されず、原子炉格納容器３の外部に放出される。したがって、冷却プール５内のプール水の減少速度を抑えることができ、動作時間を増大することができる。

一方、気液分離器１２で分離されたプール水は、自重により、戻し管１３を介し冷却プール５に戻される。したがって、冷却プール５内のプール水の減少速度を抑えることができ、動作時間を増大することができる。

なお、上記実施形態や変形例においては、起動弁９が供給管７に設けられた場合を例にとって説明したが、これに限られず、起動弁９が放出管８に設けられてもよい。この場合も、上記同様の効果を得ることができる。

２原子炉圧力容器
３原子炉格納容器
５冷却プール
６熱交換器
７供給管
８放出管
９起動弁
１０オリフィス
１１流量調整弁
１２気液分離器
１３戻し管

Claims

原子炉圧力容器の外部又は前記原子炉圧力容器を格納する原子炉格納容器の外部で、前記原子炉圧力容器より上方に位置するように設置された冷却プールと、
前記原子炉圧力容器内に設置された熱交換器と、
前記冷却プール内のプール水を自重によって前記熱交換器に供給する供給管と、
前記熱交換器でプール水が加熱されて生じた蒸気を、前記冷却プールを経由しないで前記原子炉格納容器の外部に放出する放出管と、
前記供給管又は前記放出管に設けられた起動弁とを備え、
前記放出管は、前記冷却プールの水位より上方で蒸気を放出するように設けられたことを特徴とする原子炉冷却システム。
請求項１に記載の原子炉冷却システムにおいて、
前記供給管には、前記熱交換器へのプール水の供給流量を低減するためのオリフィスが設けられたことを特徴とする原子炉冷却システム。
請求項１に記載の原子炉冷却システムにおいて、
前記供給管には、前記熱交換器へのプール水の供給流量を調整するための流量調整弁が設けられたことを特徴とする原子炉冷却システム。
請求項１に記載の原子炉冷却システムにおいて、
前記冷却プールの初期水位より上方に位置するように前記放出管に設けられ、蒸気とプール水を分離する気液分離器と、
前記気液分離器で分離されたプール水を自重によって前記冷却プールに戻す戻し管とを備え、
前記気液分離器で分離された蒸気を、前記冷却プールを経由しないで前記原子炉格納容器の外部に放出するように構成されたことを特徴とする原子炉冷却システム。