JP2015534649A - 原子力発電所の被動型補助給水系統の充水装置 - Google Patents
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Abstract
本発明は原子力発電所の被動型補助給水系統の充水装置に関するものであり、冷却水及びその冷却水と熱交換されて蒸気発生器の蒸気を凝縮して原子炉に供給する凝縮器を含む被動型凝縮タンクを含む被動型補助給水系統において、事故の際に前記被動型凝縮タンクに冷却水を供給する原水系統を更に含む。本発明は多様な充水源を使用するようにして、被動型補助給水系統の作動時間を延長する効果がある。【選択図】図２
Description
本発明は原子力発電所の被動型補助給水系統の充水装置に関するものであり、より詳しくは、被動型凝縮タンクに原水系統の原水を供給する原子力発電所の被動型補助給水系統の充水装置に関するものである。
原子力発電所は燃料の核分裂によって生成された熱エネルギーを利用して蒸気発生器を通過する水に熱を伝達して蒸気を発生し、発生した蒸気によってタービンと発電機を稼動して電気エネルギーを得る設備である。
原子力発電所は核燃料を保有している原子炉炉心と、原子炉から発生した熱エネルギーを２次側に伝達する原子炉冷却材系統を設計基準範囲内で安全に運転されるようにすることで原子力発電所の安全状態を維持し、放射能物質の拡散を防止するための設備が具備されるべきである。
それを達成するために、原子力発電所は事故が発生すると発電所を安全に停止するように工学的安全設備系統を備えている。工学的安全設備系統は、格納容器系統（Ｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔ Ｓｙｓｔｅｍ）、非常用炉心冷却系統（Ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ Ｃｏｒｅ Ｃｏｏｌｉｎｇ Ｓｙｓｔｅｍ）、被動型補助給水系統（Ｐａｓｓｉｖｅ Ａｕｘｉｌｉａｒｙ Ｆｅｅｄｗａｔｅｒ Ｓｙｓｔｅｍ）を含む。
原子力発電所は核燃料を保有している原子炉炉心と、原子炉から発生した熱エネルギーを２次側に伝達する原子炉冷却材系統を設計基準範囲内で安全に運転されるようにすることで原子力発電所の安全状態を維持し、放射能物質の拡散を防止するための設備が具備されるべきである。
それを達成するために、原子力発電所は事故が発生すると発電所を安全に停止するように工学的安全設備系統を備えている。工学的安全設備系統は、格納容器系統（Ｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔ Ｓｙｓｔｅｍ）、非常用炉心冷却系統（Ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ Ｃｏｒｅ Ｃｏｏｌｉｎｇ Ｓｙｓｔｅｍ）、被動型補助給水系統（Ｐａｓｓｉｖｅ Ａｕｘｉｌｉａｒｙ Ｆｅｅｄｗａｔｅｒ Ｓｙｓｔｅｍ）を含む。
前記被動型補助給水補助系統の一例である図１は、特許文献１に開示された軽水炉の被動型２次側凝縮系統を示すものである。
図１を参照する。図１によれば、従来の軽水炉の被動型２次側凝縮系統は、原子炉の熱によって蒸気を発生する蒸気発生器１０、前記蒸気発生器１０の熱をタービン側に供給する主蒸気管１１、タービンを通った蒸気が冷却水との熱交換によって凝縮された水が蒸気発生器１０に回収される主給水管１２、原子炉の運転が中断される際にタービン側への蒸気の供給を遮断し主蒸気管１１から分岐される蒸気供給管１３を介して流入される蒸気を被動型凝縮タンク３０の内部に入っている凝縮器２０での熱交換によって水に凝縮した後、凝縮器２０の出口に連結された凝縮水回収管１４を介して凝縮された水を主給水管１２に合流するように構成されており、凝縮水回収管１４には凝縮された水の逆流を防止するための逆流防止部４０が設置された構成が開示されている。
図１を参照する。図１によれば、従来の軽水炉の被動型２次側凝縮系統は、原子炉の熱によって蒸気を発生する蒸気発生器１０、前記蒸気発生器１０の熱をタービン側に供給する主蒸気管１１、タービンを通った蒸気が冷却水との熱交換によって凝縮された水が蒸気発生器１０に回収される主給水管１２、原子炉の運転が中断される際にタービン側への蒸気の供給を遮断し主蒸気管１１から分岐される蒸気供給管１３を介して流入される蒸気を被動型凝縮タンク３０の内部に入っている凝縮器２０での熱交換によって水に凝縮した後、凝縮器２０の出口に連結された凝縮水回収管１４を介して凝縮された水を主給水管１２に合流するように構成されており、凝縮水回収管１４には凝縮された水の逆流を防止するための逆流防止部４０が設置された構成が開示されている。
このような被動型２次側凝縮系統によると、ポンプのような別途の能動手段を具備せずに自然対流方式によって蒸気発生器１０から発生した蒸気を凝縮器２０で凝縮した後、蒸気発生器１０に還収して原子炉を冷却することで、原子力発電所の事故の際に原子炉の過熱を防止することができる長所がある。
前記被動型凝縮タンク３０に充水された冷却水は５０万ガロンであり、最小８時間の冷却機能を確保している。このような冷却可能時間の限定により被動型凝縮タンク３０内の冷却水が凝縮器２０と熱交換されて次第にその温度が上昇し、結局凝縮器２０を介して凝縮することができない状況が発生する。
よって、被動型凝縮タンク３０によって８時間程度の事故に対しては被動型補助給水系統が円滑に作動して冷却を行うが、最近の日本の福島原発事故のように事故が長時間持続される場合には被動型補助給水系統が作用することができなくなる問題点があった。
よって、被動型凝縮タンク３０によって８時間程度の事故に対しては被動型補助給水系統が円滑に作動して冷却を行うが、最近の日本の福島原発事故のように事故が長時間持続される場合には被動型補助給水系統が作用することができなくなる問題点があった。
前記のような問題点を解決するための本発明の課題は、被動型補助給水系統の被動型凝縮タンクに浄水貯蔵タンク及び原水貯蔵タンクである多様な充水源を付加し、長時間持続される事故にも被動型補助給水系統が円滑に作動するようにする原子力発電所の被動型補助給水系統の重水装置を提供することにある。
前記のような課題を解決するための本発明の原子力発電所の被動型補助給水系統の充水装置は、原子力発電所の被動型補助給水系統の充水装置に関するものであって、冷却水及びその冷却水と熱交換されて蒸気発生器の蒸気を凝縮して原子炉に供給する凝縮器を含む被動型凝縮タンクを含む被動型補助給水系統において、事故の際に前記被動型凝縮タンクに冷却水を供給する原水系統を更に含む。
本発明は原水系統の浄水貯蔵タンク及び原水貯蔵タンクに貯蔵された水を被動型凝縮タンクに充水するように構成され、被動型補助給水系統の作動時間を延長する効果がある。
以下、本発明の好ましい実施例による原子力発電所の被動型補助給水系統の充水装置について添付した図面を参照して説明する。
図２は、本発明の好ましい実施例による原子力発電所の被動型補助給水系統の充水装置の構成図である。
図２を参照する。本発明による原子力発電所の被動型補助給水系統の充水装置は、格納容器内には原子炉を循環する冷却材との熱交換によって蒸気を発生する蒸気発生器１１０の１次側が具備され、格納容器の外部に具備される蒸気発生器１１０の２次側には蒸気発生器１１０から発生した蒸気をタービン（図示せず）側に供給する主蒸気管１１１が連結され、タービンを通過した蒸気が３次側の冷却水との熱交換によって凝縮されて蒸気発生器１１０に回収される主給水管１１２，１１２−１，１１２−２が具備される。図面符号Ｗは格納容器の外壁を示す。
図２は、本発明の好ましい実施例による原子力発電所の被動型補助給水系統の充水装置の構成図である。
図２を参照する。本発明による原子力発電所の被動型補助給水系統の充水装置は、格納容器内には原子炉を循環する冷却材との熱交換によって蒸気を発生する蒸気発生器１１０の１次側が具備され、格納容器の外部に具備される蒸気発生器１１０の２次側には蒸気発生器１１０から発生した蒸気をタービン（図示せず）側に供給する主蒸気管１１１が連結され、タービンを通過した蒸気が３次側の冷却水との熱交換によって凝縮されて蒸気発生器１１０に回収される主給水管１１２，１１２−１，１１２−２が具備される。図面符号Ｗは格納容器の外壁を示す。
前記主蒸気管１１１にはタービン側に供給される蒸気の流れを統制するための主蒸気遮断バルブＶ１，Ｖ２，Ｖ３，Ｖ４が設置され、原子炉の正常運転の際には前記主蒸気遮断バルブＶ１，Ｖ２，Ｖ３，Ｖ４が開放されてタービン側に蒸気が供給されるようにし、原子炉の運転中断の際には前記主蒸気遮断バルブＶ１，Ｖ２，Ｖ３，Ｖ４を閉鎖してターバン側への蒸気の供給が遮断されるように構成されている。
前記主給水管１１２，１１２−１，１１２−２は、蒸気発生器１１０の下部に具備されたエコノマイザーノズル１１２ａに連結されるライン１１２−１と、蒸気発生器１１０の上部に具備されたダウンカマーノズル１１２ｂに連結されるライン１１２−２に分岐され、前記主給水管１１２，１１２−１，１１２−２にはタービンから蒸気発生器１１０側に回収される水の流れを統制するための主給水遮断バルブＶ５，Ｖ８と、主給水の逆流防止のためのチェックバルブＶ６，Ｖ７，Ｖ９が設置されている。
前記格納容器の外部には原子炉の運転中断の際に蒸気発生器１１０から発生した蒸気を凝縮し、凝縮水を更に蒸気発生器１１０に還収する凝縮器１２０が設置される。前記凝縮器１２０は冷却水が内部に充填された被動型凝縮タンク１３０内に沈んだ状態に設置され、凝縮水１２０を通過する蒸気は被動型凝縮タンク１３０内に充填された冷却水と熱交換によって水に凝縮される。前記凝縮器１２０の一側には非凝縮性気体を被動型凝縮タンク１３０に排出するための排出バルブＶ１３が設置されている。
前記主蒸気管１１１には蒸気供給管１１３が分岐され、前記蒸気供給管１１３の他端は凝縮器１２０の入口側に連結される。前記蒸気供給管１１３には蒸気遮断バルブＶ１０，Ｖ１１が設置される。前記蒸気遮断バルブＶ１０，Ｖ１１は原子炉の正常運転の際には閉鎖した状態になって凝縮器１２０への蒸気の流入が遮断され、原子炉の運転が中断された際には開放されて蒸気発生器１１０から発生した蒸気が主蒸気管１１１から分岐された蒸気供給管１１３を介して凝縮気１２０に流入される。また、前記蒸気供給管１１３には蒸気中に含まれた水蒸気の一部が温度と圧力変化に応じて凝縮される場合、それを排出するための排水バルブＶ１２が設置されている。
前記凝縮器１２０の出口と主給水管１１２との間には凝縮器１２０を通過しながら凝縮された水を主給水管１１２側に供給する凝縮水回収管１１４が連結されている。前記凝縮水回収管１１４には給水制御バルブＶ１４，Ｖ１５と逆流防止手段であるチェックバルブＶ１６，Ｖ１７がそれぞれ並列に設置されている。よって、給水制御バルブＶ１４，Ｖ１５のうちいずれか一つ又はチェックバルブＶ１６，Ｖ１７のうちいずれか一つのバルブに故障が発生しても並列に設置された残りのバルブを介して凝縮水が円滑に供給されるようになる。
前記のような構成によって、原子力発電所の非常事故の際に原子炉の運転が中断される場合には蒸気発生器１１０から発生した蒸気は主蒸気管１１１から分岐された蒸気供給管１１３を介して自然対流によって凝縮器１２０側に供給され、凝縮器１２０で凝縮された水は自体荷重によって下に落下して凝縮水回収管１１４を通って主給水管１１２を介して蒸気発生器１２０に供給されることで原子炉を冷却するようになる。
このような作用は、ポンプのような別途の能動型手段によるのではなく自然対流及び重力のような自然現象を利用した被動的手段によって蒸気発生器１１０に給水を供給するようになる。
前記のような構成によって、原子力発電所の非常事故の際に原子炉の運転が中断される場合には蒸気発生器１１０から発生した蒸気は主蒸気管１１１から分岐された蒸気供給管１１３を介して自然対流によって凝縮器１２０側に供給され、凝縮器１２０で凝縮された水は自体荷重によって下に落下して凝縮水回収管１１４を通って主給水管１１２を介して蒸気発生器１２０に供給されることで原子炉を冷却するようになる。
このような作用は、ポンプのような別途の能動型手段によるのではなく自然対流及び重力のような自然現象を利用した被動的手段によって蒸気発生器１１０に給水を供給するようになる。
前記のような作用で持続的に被動型補助給水系統が作用する場合、前記凝縮器１２０との熱交換を介して前記被動型凝縮タンク１３０の冷却水はその水温が上昇し、円滑な被動型補助給水系統の作動が行われなくなる。
上述したように、前記被動型凝縮タンク１３０の冷却水路は約８時間程度の冷却作用をすることができるものであって、その期間の後には原水系統２００の浄水貯蔵タンク２１０と原水貯蔵タンク２２０に貯蔵された浄水と原水をそれぞれポンプ２１１，２２１を使用して前記被動型凝縮タンク１３０に供給する。
このように原水系統２００の浄水と原水がそれぞれ被動型凝縮タンク１３０に供給されると被動型凝縮タンク１３０内の冷却水の温度を下げることができ、前記被動型補助給水系統の円滑な作動時間を延長することができる。
上述したように、前記被動型凝縮タンク１３０の冷却水路は約８時間程度の冷却作用をすることができるものであって、その期間の後には原水系統２００の浄水貯蔵タンク２１０と原水貯蔵タンク２２０に貯蔵された浄水と原水をそれぞれポンプ２１１，２２１を使用して前記被動型凝縮タンク１３０に供給する。
このように原水系統２００の浄水と原水がそれぞれ被動型凝縮タンク１３０に供給されると被動型凝縮タンク１３０内の冷却水の温度を下げることができ、前記被動型補助給水系統の円滑な作動時間を延長することができる。
図３は、本発明の他の実施例による原子力発電所の被動型補助給水系統の充水装置の構成図である。
図３を参照する。本発明の他の実施例による原子力発電所の被動型補助給水系統の充水装置は、前記図２を参照して説明した実施例の構成に前記被動型凝縮タンク３００と、補充水脱塩系統の脱塩水貯蔵タンク４００を更に含んで構成される。
前記廃水系統の廃水タンク３００に貯蔵された廃水と脱塩水貯蔵タンク４００に貯蔵された脱塩水は直接前記被動型凝縮タンク１３０に供給され、先に前記浄水貯蔵タンク２１０に供給されてから更に被動型凝縮タンクに供給される。
図３を参照する。本発明の他の実施例による原子力発電所の被動型補助給水系統の充水装置は、前記図２を参照して説明した実施例の構成に前記被動型凝縮タンク３００と、補充水脱塩系統の脱塩水貯蔵タンク４００を更に含んで構成される。
前記廃水系統の廃水タンク３００に貯蔵された廃水と脱塩水貯蔵タンク４００に貯蔵された脱塩水は直接前記被動型凝縮タンク１３０に供給され、先に前記浄水貯蔵タンク２１０に供給されてから更に被動型凝縮タンクに供給される。
このように、本発明は多様な充水源を使用して被動型凝縮タンクに冷却水を供給することができるため、被動型補助給水系統の円滑な作動時間を延長することができる。
本発明は前記実施例に限定されず、本発明の技術的要旨を逸脱しない範囲内で多様に修正、変形されて実施されてもよいことは本発明の属する技術分野における通常の知識を有する者によって自明である。
本発明は前記実施例に限定されず、本発明の技術的要旨を逸脱しない範囲内で多様に修正、変形されて実施されてもよいことは本発明の属する技術分野における通常の知識を有する者によって自明である。
１００ 被動型２次側凝縮系統
１１０ 蒸気発生器
１１１ 主蒸気管
１１２，１１２−１，１１２−２ 主給水管
１１２ａ エコノマイザーノズル
１１２ｂ ダウンカマーノズル
１１３ 蒸気供給管
１１４ 凝縮水回収管
１２０ 凝縮器
１３０ 被動型凝縮タンク
２００ 原水系統
２１０ 浄水貯蔵タンク
２２０ 原水貯蔵タンク
３００ 廃水タンク
４００ 脱塩水貯蔵タンク
１１０ 蒸気発生器
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１１２ａ エコノマイザーノズル
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２２０ 原水貯蔵タンク
３００ 廃水タンク
４００ 脱塩水貯蔵タンク
Claims (3)
- 冷却水と、その冷却水と熱交換されて蒸気発生器の蒸気を凝縮して原子炉に供給する凝縮器と、を含む被動型凝縮タンクを含む、被動型補助給水系統において、
事故の際に前記被動型凝縮タンクに冷却水を供給する原水系統を更に含む、
原子力発電所の被動型補助給水系統の充水装置。 - 前記原水系統は、浄水を貯蔵する浄水貯蔵タンクと、原水を貯蔵する原水貯蔵タンクと、前記浄水貯蔵タンクの浄水又は前記原水貯蔵タンクの原水を前記被動型凝縮タンクに供給するポンプを含む請求項１に記載の原子力発電所の被動型補助給水系統の充水装置。
- 前記被動型凝タンクに冷却水を供給する廃水系統の廃水タンク及び補充水脱塩系統の脱塩水貯蔵タンクを更に含み、前記廃水タンク及び脱塩水貯蔵タンクに貯蔵された水は直接前記被動型凝縮タンクに供給されるか、前記浄水貯蔵タンクを介して前記被動型凝縮タンクに供給されることを特徴とする請求項２に記載の原子力発電所の被動型補助給水系統の充水装置。
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