JP2573273B2

JP2573273B2 - 間接サイクル型原子力発電所

Info

Publication number: JP2573273B2
Application number: JP62334103A
Authority: JP
Inventors: 洋明鈴木; 良之片岡; 道雄村瀬; 勲隈田
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1987-12-29
Filing date: 1987-12-29
Publication date: 1997-01-22
Anticipated expiration: 2012-01-22
Also published as: JPH01174996A

Description

【発明の詳細な説明】〔産業上の利用分野〕本発明は間接サイクル型原子力発電所に係り、特に格
納容器を小型化し、配管等の破断による冷却材喪失事故
時の格納容器圧力を低減するのに好適な間接サイクル型
原子力発電所に関する。

〔従来の技術〕

従来の原子力発電所においては、沸騰水型並びに加圧
水型の場合にも、圧力容器は格納容器の内部に設置され
ている。また、間接サイクル型の場合には、特開昭60−
259995号他に記載のように熱交換器を圧力容器内部に設
置したものがある。さらに、特開昭56−166497号記載の
ように、配管等の破断による冷却材喪失事故時の格納容
器圧力を低減する目的で、圧力容器及び一次側配管を断
熱材を介して圧力抑制プールに水没させたものがある。

〔発明が解決しようとする問題点〕

上記従来技術は、間接サイクル型原子力発電所の格納
容器を小型化する点について配慮がされておらず、一次
側配管と同様に、圧力容器内部に設置した熱交換器から
の二次側配管も格納容器の内部に設置されるために格納
容器が大型化するという問題があった。また、格納容器
内の不凝縮性ガスの量が多くなるために、配管等の破断
による冷却材喪失事故時にはこの不凝縮性ガスが圧力抑
制プールに移行して格納容器内圧が高くなり、設計圧力
を高くしなければならないという問題があった。

さらに、圧力容器の固定位置と一次側配管の圧力容器
への接合部との距離が長いため、その間での圧力容器の
熱膨脹が大きくなり、一次側配管はその熱膨脹を吸収す
るために複雑な配管の引き回しや、ベローズの使用を必
要とするという問題があった。

本発明の目的は、格納容器が小型であり、かつ、冷却
材喪失事故時の格納容器圧力が低い間接サイクル型原子
力発電所を提供することにある。

本発明の他の目的は、一次側冷却材と接する配管の単
純な引き回しを可能とする間接サイクル型原子力発電所
を提供することである。

〔問題点を解決するための手段〕

上記最初の目的は、熱交換器を圧力容器に内設し、圧
力容器内の一次側冷却材と接する配管と圧力容器との接
合部を格納容器に内蔵し、熱交換器からの二次側配管
を、熱交換器の二次側上部に設けられ格納容器の頂部に
露出した上蓋部材に接続することにより達成される。

上記他の目的は、熱交換器を圧力容器に内蔵し、格納
容器に圧力容器及び圧力抑制プールを内蔵し、圧力抑制
プール及びウェットウェルとドライウェルとを垂直の仕
切り壁で区切り、仕切り壁の上部で圧力容器と荷重を支
えることにより達成される。

〔作用〕

圧力容器内の一次側冷却材と接する配管としては、非
常用炉心冷却系の注水配管、自動減圧系の配管等がある
が、熱交換器からの二次側配管である主蒸気管と比べる
と配管径は数分の一である。このため、配管に設置され
る隔離弁等の大きさも主蒸気管の場合が最も大きい。そ
こで、二次側配管を、熱交換器の二次側上部に設けられ
た格納容器の頂部に露出した上蓋部材に接続することに
より、これに伴って隔離弁等の構造物も格納容器の外側
となり、格納容器が小型化される。これによって、圧力
容器と格納容器との間の空間（以後ドライウェルと呼
ぶ）に充満しておく不凝縮性ガスの量が少なくなる。配
管等の破断による冷却材喪失事故時における格納容器圧
力は、長期的には、ドライウェルから圧力抑制プールに
移行する不凝縮性ガスの分圧に依存するが、本発明では
不凝縮性ガスの量が少ないために格納容器圧力が低くな
る。また、短期的な格納容器壁への動荷重はドライウェ
ルの容積と破断口径とに依存するが、本発明では格納容
器内に大口径の配管がなく、想定される最大の破断口径
が小さく、短期的な格納容器への動荷重も小さくなる。

また、圧力抑制プール及びウェットウェルとドライウ
ェルとを垂直の仕切り壁で区切り、仕切り壁の上部で圧
力容器と荷重を支える構造を採用することにより、圧力
容器の固定位置と、一次側冷却材と接する配管の圧力容
器への接合部との距離が短くなり、一次側冷却材に接す
る配管の単純な引き回しが可能となる。

〔実施例〕

以下、本発明の実施例を図面を参照して説明する。

第１図ないし第５図は本発明の第１の実施例を示す。
第１図において、熱交換器１は圧力容器２及び炉心３の
上部に設置される。炉心３にはシュラウド４内外の圧力
差に起因する自然循環によって冷却材が流入し、冷却材
は炉心３で核分裂により発生する熱により沸騰し一部が
蒸気となる。発生した蒸気は熱交換器１で凝縮し、熱を
給水管10を通って流入し、主蒸気管11を通って流出する
二次側冷却材に伝える。圧力容器２内の一次側冷却材と
接する配管は、例えば、蓄圧注水系20の配管12もしくは
自動減圧系の配管13であり、その口径は主蒸気管11の約
1/4となっている。

本実施例の第１の特徴は、圧力容器２内の一次側冷却
材と接する配管、例えば蓄圧注水系の配管12又は自動減
圧系の配管13と圧力容器２との接合部が格納容器５に内
蔵され、熱交換器１からの二次側配管、例えば給水管10
又は主蒸気管11を、熱交換器１の二次側上部に設けられ
格納容器５の頂部に露出した上蓋部材、例えば略半球形
のドーム部材（図１参照）に接続することで、これらを
格納容器５の外側としたことである。これは、二次側の
配管が破断したとしても、二次側冷却材の放射能レベル
が低いため、冷却材を格納容器５内に閉じ込める必要が
ないためである。なお、圧力容器２と格納容器５との間
の空間であるドライウェル６には火災を防止するため不
活性でかつ不凝縮性の気体、例えば窒素、が封入されて
いる。

格納容器５はまた圧力容器２の外周に圧力抑制プール
７を内蔵し、圧力容器２側のドライウェル６と圧力抑制
プール７及びその上のウェットウェル８とを垂直の仕切
り壁21で区切っている。ドライウェル６と圧力抑制プー
ル７とは、間隔をあけて配置された複数のベント管14と
蒸気流入孔15とにより接続されている。

格納容器５の外側には外周プール９が設けられ、外周
プール９の上部空間は外部ベント管16を介して図示しな
い屋外プールに接続されている。

このような間接サイクル型原子力発電所で、圧力容器
２内の一次側冷却材と接する配管で破断が生じた場合
（以下、冷却材喪失事故と呼ぶ）には、冷却材の流入に
伴って、まずドライウェル６の圧力が上昇し、この圧力
に押されてベント管14内の水位が低下する。水位が蒸気
流入孔15より低下すると、ドライウェル６内の蒸気と不
凝縮性ガスが圧力抑制プール７へ流入し、蒸気は凝縮
し、不凝縮性ガスはウェットウェル８へ移行する。圧力
抑制プール７では蒸気の流入に伴って温度が上昇し、熱
を格納容器５に壁を通して外周プール９へ伝える。冷却
材喪失事故発生後約１日で外周プール９は飽和温度に達
し、これ以後、外周プール９で発生した蒸気は外部ベン
ト管16を通して屋外プール（図示せず）へ導かれる。

このような冷却材喪失事故時における格納容器５の最
高圧力は、炉心３で発生する崩壊熱量と格納容器５の壁
を通しての自然放熱量とのバランスによって決定される
圧力抑制プール７の最高温度と、ウェットウェル８にお
ける不凝縮性ガスの分圧とに依存する。格納容器圧力の
時間変化を、本発明と従来例とで比較して第２図に示
す。従来例は主蒸気管11と給水管10を共に格納容器５内
に入れた場合であり、本発明、従来例ともに最大口径の
配管破断を仮定している。本発明では破断口径が従来例
の約1/4と小さく、破断流量も少ないため事故発生後の
圧力上昇がゆるやかである。また、本発明ではドライウ
ェル６の容積が従来例の約1/2と小さく不凝縮性ガスの
量も少ないため、事故後ウェットウェル８へ移行する不
凝縮性ガスの分圧、したがって格納容器圧力が低くな
る。さらに、本発明では、従来ベント管14の上端から圧
力抑制プール７の上端を覆うように設置されていた仕切
壁21を格納容器５の下部から上部まで垂直に立ち上げた
構造としている。このために、圧力抑制プール７の水位
を高くし、外周プール９への伝熱面積を大きくできる。
したがって、放熱量が多いために圧力抑制プール７の温
度が低く飽和蒸気圧が低下し、格納容器圧力が低くな
り、かつ、放熱量が崩壊熱量よりも大きくなる時間が早
くなる。以上のように、本発明では、ウェットウェル８
での不凝縮性ガスの分圧が低くなる効果と、放熱量が多
いために圧力抑制プール７の蒸気圧が低くなる効果とが
あり、格納容器の最高圧力が従来例より20％低下する。

なお、本実施例の間接サイクル型原子力発電所の電気
出力は30万KW、ドライウェル６、圧力抑制プール７、ウ
ェットウェル８の容積はそれぞれ520m³、1500m³、1040m
³であり、冷却材喪失事故時の格納容器圧力の最高値は
絶対圧で4.1気圧である。

本実施例の第２の特徴として、圧力抑制プール７及び
ウェットウェル８とドライウェル６とを区切る垂直の仕
切壁21の上部で圧力容器２の荷重を支えている。なお、
地震時等に圧力容器２の横揺れを防ぐ目的で、固定材22
が圧力容器２の下部に設置されている。

原子炉の停止時と運転時との温度差により圧力容器２
は熱膨脹するが、本実施例では上記のように圧力容器の
加重を支える構造を採用することにより、圧力容器２の
固定位置と配管12,13の圧力容器２への接合部との距離
が短くなり、その間の熱膨脹する長さが短いため、従来
この熱膨脹を吸収するために複雑な配管の引き回しやベ
ローズを用いていたのに対し、単純な配管の引き回しが
可能となる。

本実施例の第３の特徴を第３図により説明する。熱交
換器１は多数のＵ字管30で構成されており、Ｕ字管には
給水管10から冷却水が流入する。炉心で発生した蒸気は
Ｕ字管30の表面で凝縮し、このとき熱をＵ字管30内部の
冷却水に伝え冷却水は沸騰して蒸気となり、蒸気は主蒸
気管11からタービン（図示せず）へと導かれる。この熱
交換器１の特徴は側板31の下部に中心位置を外周位置よ
りも高くし、中心位置には孔のない多孔板32を設置し、
多孔板32の外周位置の孔には下向きの流路33を、それ以
外の孔には上向きの流路34を設けた点である。

Ｕ字管30で凝縮により生じた水はＵ字管30の中心部に
あつまり重力により落下するが、下部に多孔板32を設置
しないときには、下からの蒸気流速が中心部で速いため
に水をふたたび巻き上げ、Ｕ字管30上の液膜が厚くなり
熱伝達特性が悪化する。一方、多孔板32を設置した場合
には、Ｕ字管30の中心部に集まった水は多孔板32に上面
を伝わって流路33に達し、流路33から蒸気と相互作用す
ることなく落下するため、熱伝達率が悪化するという問
題がなくなる。

なお、多孔板32にあける孔の流路面積は、蒸気の通過
に伴う圧力損失を低減する観点から圧力容器２の流路断
面積の10％以上とすることが望ましい。側板31に流路を
設けてもよいことはもちろんである。

本実施例の第４の特徴を第４図（ａ）〜第４図（ｄ）
により説明する。第４図（ａ）〜第４図（ｄ）は燃料交
換方法の各手順を示したものである。

まず、第４図（ａ）に示すように、原子炉建屋の上部
に設けられているクレーン（図示せず）により遮へい板
40を取り除き、次に第４図（ｂ）に示すように、給水管
10と主蒸気管11の一部と熱交換器１を取り除く。さら
に、第４図（ｃ）に示すように、燃料貯蔵プール（図示
せず）への水路41と圧力容器２の上部とを結合して冷却
材のプールを形成できる仕切り構造物42を、熱交換器１
を取り除いたあとに取り付ける。最後に第４図（ｄ）に
示すように、水門43を徐々に開き、燃料貯蔵プールとつ
ながる冷却材のプールを圧力容器２の上部に形成し、ク
レーンにより燃料集合体44を交換する。以上のように、
本実施例によれば比較的容易に燃料を交換することがで
きる。

本実施例の第５の特徴を第５図により説明する。第５
図は配管、弁などの保守、整備を可能とする構造を示し
たもので、ベント管14を間隔をあけて設置し、ベント管
14の間の少なくとも１ヶ所以上に圧力容器２の下部から
ベント管14の上部まで通路を設けている。機器の保守、
整備の際には、人間が遮へい扉51からはしご52を使って
作業用の床53まで達することができる。また、ベント管
14の上部には格子板54を設置し、人間の落下を防止して
いる。以上のように、本実施例によれば容易に機器の保
守、整備ができる。

本実施例によれば、以下の効果がある。

大口径の二次側配管を格納容器外としたことにより、
格納容器が小型化される。

ウェットウェルの不凝縮性ガス量が少なく、また、外
周プールへの伝熱面積が大きいため、冷却材喪失事故時
の格納容器圧力が従来例と比べて20％低下する。

圧力容器の固定位置と配管の接合部との距離が短く熱
膨脹の影響が少ないため、単純な配管の引き回しが可能
である。

熱交換器の下部に設けた多孔板で凝縮により生じた水
をすみやかに落下できるため、熱伝達率が向上する。

熱交換器を除去したあとに燃料プールと圧力容器上部
とを接合する仕切り構造物を設置することにより、容易
に燃料を交換できる。

ベント管の間に圧力容器の下部からベント管の上部ま
で通路を設けることにより、機器の保守、点検が容易に
なる。

本発明の他の実施例を第６図に示す。第６図は本発明
を加圧水型で間接サイクル型の原子力発電所に適用した
例であり、熱交換器１は圧力容器２の上部に複数個設け
られている。通常運転時には、インターナルポンプ60で
駆動された冷却材は炉心３で核分裂により生じた熱で加
熱され、熱交換器１で熱を二次側冷却材に伝える。給水
管10より流入する二次側冷却材は熱交換器１で加熱され
て蒸気となり主蒸気管11を通ってタービン系（図示せ
ず）に導かれる。なお、給水管10及び主蒸気管11は圧力
容器２の上部鏡板61の上方を避けて配管してある。

本実施例においても第１図に示した実施例と同じく、
圧力容器２内の一次側冷却材と接する配管12,13の接合
部は格納容器５に内蔵され、熱交換器１からの二次側配
管は、熱交換器１の二次側上部に設けられ格納容器５の
頂部に露出した上蓋部材、例えば略平板状の上部鏡板62
に接続されることで、格納容器５が小型化され、ドライ
ウェル６内の不凝縮性ガスの量も少なくなっている。加
圧水型であるため第１図の実施例と比べて運転圧力が高
くなっているが、冷却材喪失事故時に格納容器の最高圧
力が低下する効果は同様であり、本実施例では、二次側
配管を格納容器５の内側とした従来例と比べて格納容器
圧力が18％低下する。また、熱交換器１が圧力容器２内
部の外周位置に設置されているため、燃料交換時には上
部鏡板61を取りはずして第４図に示したものと同様の仕
切構造物を取りつけて冷却材プールを形成すればよく、
熱交換器１を取り外さなくてももよい。

本実施例によれば以下の効果がある。

冷却材喪失事故時の格納容器圧力が従来例と比べて18
％低下する。

燃料交換時に熱交換器を取り外す必要がないため、燃
料交換が容易になる。

本発明のさらに他の実施例を第７図により説明する。
第１図で示した実施例との相違点は、格納容器５の上部
に二次側配管を覆う容器70を設け、容器70と外周プール
とを排気管71でつなぎ、排気管71にはマニュアル閉が可
能な自動減圧弁72を設けた点である。

二次側配管が破断した場合を想定すると、放射能レベ
ルが低い二次側冷却材の流出に伴い容器70内の圧力が上
昇し、自動減圧弁72が作動して冷却材、通常は蒸気、を
外周プール９に導き凝縮させる。第１図に示した実施例
では、このような事故時に蒸気を凝縮させるために外部
ベント管16を屋外プール（図示せず）に導いていたが、
本実施例では外周プール９で凝縮させるために屋外プー
ルが不要となる。

また、容器70は第４図で示した燃料貯蔵プールへの通
路41とつながっており、燃料交換時には、容器70の鏡板
73と熱交換器１とをクレーンにより取り除き、配管10,1
1のフランジ部をめくらにすれば、そのまま冷却材プー
ルを圧力容器２の上部に形成することができ、第４図で
示した仕切り構造部42が不要となる。

本実施例によれば、二次側配管の破断により流出する
冷却材を凝縮するための屋外プールが不用になり、ま
た、圧力容器上部に冷却材プールを形成するための仕切
り構造物が不要となるために燃料交換が容易になる効果
がある。

〔発明の効果〕

以上明らかなように本発明によれば、二次側配管を、
熱交換器の二次側上部に設けられ格納容器の頂部に露出
した上蓋部材に接続することにより格納容器が小型化さ
れ、かつ、格納容器内の不凝縮性ガスの量が少なくなる
ために冷却材喪失事故時の格納容器圧力が低くなる効果
がある。また圧力抑制プール及びウェットウェルとドラ
イウェルとを区切る垂直の仕切り壁の上部で圧力容器の
荷重を支えることにより、一次側冷却材に接する配管の
単純な引き回しが可能となる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例による間接サイクル型原子力
発電所の原子炉建屋の縦断面図であり、第２図はその実
施例における格納容器圧力の時間変化を示す図であり、
第３図は同実施例の熱交換器の詳細を示す断て断面図で
あり、第４図（ａ）〜第４図（ｄ）は同実施例の原子炉
における燃料交換方法の各手順を示す原子炉上部の縦断
面及び上面図であり、第５図（ａ）及び（ｂ）は同実施
例の原子炉における機器の保守、整備のための通路を示
す原子炉株の縦断面図及び上面図であり、第６図は本発
明の他の実施例による間接サイクル型原子力発電所の原
子炉建屋の縦断面図であり、第７図は本発明のさらに他
の実施例による間接サイクル型原子力発電所の原子炉建
屋を示す縦断面図である。符号の説明１……熱交換器、２……圧力容器５……格納容器、６……ドライウェル７……圧力抑制プール 10……給水配管（二次側配管）、11……主蒸気管（二次
側配管） 12……蓄圧注水系の配管（一次側冷却材と接する配管） 13……自動減圧系の配管（一次側冷却材と接する配管）

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者隈田勲茨城県日立市森山町1168番地株式会社日立製作所エネルギー研究所内 (56)参考文献実公昭42−22860（ＪＰ，Ｙ１)

Claims

(57)【特許請求の範囲】

【請求項１】熱交換器を圧力容器に内蔵した間接サイク
ル型原子力発電所において、圧力容器内の一次側冷却材と接する配管と圧力容器との
接合部を格納容器に内蔵し、熱交換器からの二次側配管
を、熱交換器の二次側上部に設けられ格納容器の頂部に
露出した上蓋部材に接続したことを特徴とする間接サイ
クル型原子力発電所。
【請求項２】熱交換器の下部に中心位置を外周位置より
高くした多孔板を設置し、外周位置の孔には下向の流路
を、それ以外の孔には上向の流路を設けたことを特徴と
する特許請求の範囲第１項記載の間接サイクル型原子力
発電所。
【請求項３】燃料交換の際に熱交換器を取り外し、代わ
りに圧力容器の上部と燃料貯蔵プールとを接合して冷却
材のプールを形成できる仕切り構造物を設けたことを特
徴とする特許請求の範囲第１項又は第２項記載の間接サ
イクル型原子力発電所。
【請求項４】格納容器の上部に二次側配管を覆う容器を
設置し、この容器と格納容器外側のプールとを排気管で
接続したことを特徴とする特許請求の範囲第１項から第
３項のいずれか１項に記載の間接サイクル型原子力発電
所。
【請求項５】熱交換器を内蔵した圧力容器と、圧力容器
及び圧力抑制プールを内蔵した格納容器とからなり、圧
力容器側にはドライウェルを形成し圧力抑制プールの上
方にはウェットウェルを形成した間接サイクル型原子力
発電所において、圧力抑制プール及びウェットウェルとドライウェルとを
垂直の仕切り壁で区切り、仕切り壁の上部で圧力容器の
荷重を支えることを特徴とする間接サイクル型原子力発
電所。
【請求項６】圧力抑制プール内と圧力容器側空間とを接
続するベント管を間隔をあけて設置し、ベント管とベン
ト管との間の少なくとも１か所以上の場所に圧力容器の
下部からベント管の上部まで通路を設けたことを特徴と
する特許請求の範囲第５項記載の間接サイクル型原子力
発電所。