JP2856865B2 - 原子力プラントの炉心冷却設備 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 （産業上の利用分野） 本発明は沸騰水型原子力発電プラントにおける原子炉
格納容器内での配管破断時の炉心冷却、原子炉格納容器
の冷却および原子炉隔離時における炉心冷却を行うため
の原子力プラントの炉心冷却設備に関する。

（従来の技術） 従来の沸騰水型原子力プラントの炉心冷却設備につい
て第３図を参照しながら説明する。

原子炉圧力容器１内には炉心２が配設されており、原
子炉圧力容器１は原子炉格納容器３で全体が覆われてい
る。

原子炉格納容器３内には水源プール４から吸込み配管
55を介して給水される圧力抑制プール７が設けられてい
る。圧力抑制プール７には格納容器ベント管８が挿入さ
れている。圧力抑制プール７からは残留熱除去系吸込み
配管52を通り、ポンプ57および熱交換器58を通って注入
配管５に流入し、この注入配管５から給水管65を通して
原子炉圧力容器１に給水される配管系統が設けられてい
る。注入配管５から分岐して原子炉格納容器３内にスプ
レイするスプレイ配管59が接続されている。圧力抑制プ
ール７からは原子炉隔離冷却系圧力抑制プール吸込み配
管53が導出され、この吸込配管53は水源プール吸込配管
54とともにタービン64で駆動される原子炉隔離時冷却系
ポンプ63の吸込側に接続されている。冷却系ポンプ63の
吐出側は給水配管65に接続されている。原子炉圧力容器
１からは主蒸気管11が導出され、この主蒸気管11には主
蒸気隔離弁11aおよび11bが接続されている。原子炉圧力
容器１と主蒸気隔離弁11aとの間の主蒸気管11から分岐
され減圧弁21および逆止弁6aが接続され、逆止弁6aの出
口側は圧力抑制プール７に接続されている。

しかして、第３図に示した構成において、原子炉格納
容器３内で配管破断が生じた場合には、特定の水位で主
蒸気隔離弁11a,11bを閉じて原子炉格納容器３を隔離す
る。その後、水位の減少により原子炉圧力容器１からの
主蒸気を原子炉隔離時冷却系タービン64に導き、原子炉
隔離時冷却系ポンプ63を起動し、水源プール４からの冷
却水を原子炉隔離時冷却系注入配管51及び給水管65を経
て原子炉圧力容器１に注入する。さらに、水位が減少す
ると、高圧炉心注水系ポンプ56が起動し、水源プール４
の冷却水を原子炉圧力容器１に注入する。さらに水位が
低下した場合には、低圧系である残留熱除去系ポンプ57
が起動する。この場合、原子炉圧力容器１への注入を可
能とするために、減圧弁21により原子炉圧力容器１の減
圧を行う。また、これらの過程で圧力抑制プール７の水
位がある設定点より上昇した場合には、原子炉隔離時冷
却系ポンプ63と高圧炉心注水系ポンプ57の水源を水源プ
ール４から圧力抑制プール７に変更する。

また、長期の原子炉格納容器３の冷却については原子
炉格納容器スプレイ配管59を持つ残留熱除去系の残留熱
除去系熱交換器59に補機冷却水系（図示せず）の冷却水
を通水し、冷却を行い、原子炉格納容器３内にスプレイ
することにより冷却を行う。原子炉格納容器３内にスプ
レイされたスプレイ水は原子炉格納容器ベント管８を通
じて圧力抑制プール７に回収される。

また、異常な過渡変化が生じ、主蒸気隔離弁11a,11b
が閉し、原子炉が隔離された原子炉隔離時には、減圧弁
21を自動開閉しながら過圧防護するとともに原子炉１か
らの主蒸気を原子炉隔離弁冷却系タービン64に導き、原
子炉隔離時冷却系ポンプ63を起動し、水源プール４の冷
却水を原子炉圧力容器１に供給して水位の維持を行う。

（発明が解決しようとする課題） 現在、原子力発電所においてはポンプ等の動力的機器
を削減し、単純な構造でかつ信頼性のより向上した機器
が要望されている。このため上述した原子炉の安全設部
においては十分な冷却機能を発揮し、ポンプ等の動的機
器を削減し、単純な構造でかつ共通要因故障の少ない信
頼性のより向上した原子炉が要求される課題がある。

本発明は上記課題を解決するためになされたもので、
異常な過渡時に十分な冷却機能を発揮し、動的機器の削
減が図れ、共通要因故障の低減を図ることができる原子
力プラトンの炉心冷却設備を提供することにある。

〔発明の構成〕

（課題を解決するための手段） 本発明は炉心を内蔵する原子炉圧力容器１に接続され
減圧弁を介して原子炉格納容器内のドライウェルに開口
する複数の減圧配管と、原子炉格納容器内の上部に設け
られた水源プールと、この水源プールから注入弁および
逆止弁を介して原子炉圧力容器に接続された冷却水注入
配管５と、炉心より高い位置に水面を有する圧力抑制プ
ールと、この圧力抑制プール内で炉心より高い位置に開
口部を有する格納容器ベント管と、圧力抑制プールから
均圧弁と逆止弁を介して原子炉圧力容器に接続する均圧
配管を有し、非常時の炉心冷却を行うことができるよう
にしたことを特徴とする。

また、本発明は原子炉圧力容器に接続され電動駆動の
減圧弁を介して原子炉格納容器ドライウェル内部に開口
する複数の減圧配管と、原子炉圧力容器に接続され逃が
し安全弁を介して圧力抑制プール内に開口する複数の逃
がし配管を有することを特徴とする。

さらに、本発明は原子炉格納容器外で原子炉圧力容器
より高い位置に設けられた冷却プールと、冷却プール内
に設置された高圧非常用凝縮装置と、原子炉圧力容器か
ら接続され蒸気供給弁を介して高圧非常用凝縮装置に接
続される蒸気供給配管と、高圧非常用凝縮装置から接続
され戻り弁を介して原子炉圧力容器に接続される戻り配
管と、高圧非常用凝縮装置から接続されベント弁18を介
して圧力抑制プール内に開口する凝縮装置ベント配管を
有し、凝縮装置ベント配管開口部が原子炉格納容器ベン
ト管開口部より高い位置にあることを特徴とする。

また、本発明は冷却プール内に設置された第２の低圧
非常用凝縮装置と、原子炉格納容器内に開口し蒸気供給
弁を介して第２の低圧非常用凝縮装置に接続された蒸気
供給配管と、第２の低圧非常用凝縮装置から接続された
ドレン弁を介して圧力抑制プールに開口する戻り配管を
有し、この戻り配管の開口部が原子炉格納容器ベント管
開口部より高い位置にあることを特徴とする。

（作用） 原子炉格納容器内に配管破断等が発生した場合、直ち
に逃し安全弁その後減圧弁が作動し原子炉圧力容器を減
圧する。さらに前述の冷却水注入配管の注入弁を開き、
水源プール水の静水頭で原子炉圧力容器への注入が可能
となる圧力まで減圧された時点から冷却水が注入され、
炉心の冷却が行われる。

一方、破断口及び減圧弁から格納容器ドライウェル空
間部へ放出された蒸気は格納容器ベント管を通じて圧力
抑制プール内に導びかれて凝縮され、原子炉格納容器内
の圧力上昇を抑制する。その後、均圧配管上の均圧弁を
開けることにより圧力抑制プール内で凝縮された水は再
び原子炉圧力容器内に戻される。

原子炉は炉心の崩壊熱により長時間にわたり熱を発生
するが、高圧及び低圧非常用凝縮装置の各蒸気供給弁を
開けることにより蒸気が高圧及び低圧非常用凝縮装置内
で凝縮され、戻り配管から原子炉圧力容器内に直接また
は圧力抑制プールを経由して均圧配管から原子炉圧力容
器内に戻される。これにより、原子炉圧力容器から放出
される蒸気及び原子炉格納容器内の蒸気が凝縮され、原
子炉格納容器の圧力は減圧冷却される。

また、高圧及び低圧非常用凝縮装置内の非凝縮性ガス
濃度が高くなり、凝縮性能が一時的に低下するが、この
場合、原子炉圧力容器内の圧力が上昇するため、凝縮装
置ベント管及び戻り配管を通じて非凝縮ガスが圧力抑制
プール内に押し出され凝縮能力が直ちに回復する。

原子炉隔離時には原子炉圧力容器から主蒸気管に接続
された蒸気供給配管の高圧非常用凝縮装置の蒸気供給弁
及び戻り配管上の戻り弁を開け、ベント弁を閉じた状態
にすることによって原子炉圧力容器内の蒸気が凝縮さ
れ、原子炉を安全に維持することができる。

（実施例） 第１図および第２図を参照しながら本発明に係る原子
力プラントの炉心冷却設備の一実施例を説明する。な
お、図中第３図と同一部分には同一符号を付して重複す
る部分の説明は省略する。

すなわち、第１図において、原子炉格納容器３内に炉
心２を内包する原子炉圧力容器１、炉心２より高い位置
に水面をもつ圧力抑制プール７および炉心２より充分高
い位置に水源プール４が設置される。圧力抑制プール７
は原子炉格納容器３の空間部と格納容器ベント管８によ
り連通され、格納容器ベント管８の圧力抑制プール７内
の開口部は圧力容器１の中の炉心２上端より高い位置と
する。水源プール４は空間部が原子炉格納容器３の空間
部に開放された状態とする。また、原子炉格納容器３の
外部で圧力容器１の水面より高い位置に冷却プール19を
設置する。

原子炉圧力容器１に接続されタービン系（図示せず）
に到る主蒸気配管11又は圧力容器１の蒸気管に減圧配管
20を接続し、電動駆動の減圧弁21を介して原子炉格納容
器３空間部に開口する。さらに、主蒸気配管11に逃し配
管22を接続し、逃し安全弁23を介して圧力抑制プール７
の水中に開口するよう接続する。

水源プール４に複数の注入配管５を接続し、電動駆動
の注入弁６及び逆止弁6aを介して原子炉圧力容器１に接
続する。また、圧力抑制プール７の水部分に均圧配管９
を接続し電動駆動の均圧弁10が逆止弁10aを介して原子
炉圧力容器１に接続する。

また、原子炉圧力容器１の蒸気相部又は原子炉圧力容
器１に接続される主蒸気管11に蒸気供給配管12を接続
し、電動駆動の蒸気供給弁13を介して冷却プール19の中
に設置された高圧非常用凝縮器14の入口側に接続する。
さらに高圧非常用凝縮器14の出口側に戻り配管15を接続
し、電動駆動の戻り弁16を介して原子炉圧力容器１に接
続する。原子炉圧力容器１の入口付近で戻り配管16は下
向に凸のＵ字配管を構成する。さらに高圧非常用凝縮装
置14にベント配管17を接続し、電動駆動のベント弁18を
介して圧力抑制プール７の水中で前述の格納容器ベント
管８の開口部より浅い水深部に開口するように接続す
る。

また、高圧非常用凝縮装置14とは別の低圧非常用凝縮
装置24を冷却プール内に設置する。蒸気供給配管25を原
子炉格納容器３に開口するよう接続し、電動駆動の蒸気
供給弁26を介して低圧型非常用凝縮装置24の入口側に接
続し、さらに出口側にベント機能と凝縮水の戻り機能を
兼ねた戻り配管27を接続し電動駆動の戻り弁29を介して
圧力抑制プール７の水中で格納容器ベント管８の開口部
より浅い水深部で非常用凝縮装置14のベント管17と同様
の高さに開口するように接続する。

原子炉圧力容器１に接続される高圧非常用凝縮装置14
は、通常運転中に主蒸気配管11上の隔離弁11a,11bが閉
鎖するような原子炉隔離時に原子炉圧力容器１の過圧を
防止するのに必要な基数設置する。一方、原子炉格納容
器３内で万一、配管損傷が生じるような事故時の原子炉
格納容器３の冷却に必要な基数は前述の原子炉隔離時に
必要となる基数よりも通常大きくなるため、高圧非常用
凝縮装置14では不足する基数分の低圧型非常用凝縮装置
24を設置する。

第２図は第１図における圧力抑制プール内の水深を示
す拡大断面図である。

前述の通り、格納容器ベント管８の開口部は炉心２の
上端より充分高い位置の水中に設置する。また高圧非常
用凝縮装置14に接続されたベント管17及び低圧非常用凝
縮装置15に接続されたベント管27の開口部は格納容器ベ
ント管８の開口部より高い位置の水中に設置する。

つぎに上記原子力プラントの炉心冷却設備の作用を説
明する。

すなわち、原子炉格納容器３内において、配管破断が
生じた際には、その信号を受けて逃し安全弁23を開作動
し、原子炉圧力容器１の蒸気を圧力抑制プール７へ導
き、原子炉圧力容器１の減圧を開始する。また、特定の
水位により主蒸気隔離弁11a,11bが閉する。その後、時
間遅れを持って減圧弁21を開作動することにより、減圧
をさらに促進する。この時期において、注入配管５上の
注入弁６を開作動して、水源プール４内の冷却水を注入
可能とし、その後、原子炉格納容器３内の圧力と水源プ
ール４の高さによる静水頭により、原子炉圧力容器１へ
の注入が可能となるまで減圧された時点から冷却水を注
入し、炉心２の冷却を行う。

一方、破断口及び減圧弁21から原子炉格納容器３内に
放出された蒸気は格納容器ベント管８を通り、圧力抑制
プール７内での水没深さによる静水頭差に打ち勝って放
出され、凝縮される。その後、原子炉圧力容器１内の水
位が圧力抑制プール７内の水位を下まわった場合には均
圧配管９上の均圧弁10を開することに圧力抑制プール７
で凝縮した蒸気は再び原子炉圧力容器１内に戻される。

長期の炉心２の冷却については原子炉圧力容器１内の
蒸気は主蒸気管11を経て通常時開状態にある蒸気供給弁
13を通り、高圧非常用凝縮装置14に導かれ凝縮し、戻り
弁16を開することにより戻り配管15を通って原子炉圧力
容器１に戻すことに行う。この戻り配管15は原子炉圧力
容器１からの蒸気の逆流を防止するためにＵシールを設
けて水封しておく。その後、作動中に非凝縮性ガスの影
響により高圧非常用凝縮装置14の性能が劣化した場合に
は、蒸気の凝縮が悪くなり、原子炉圧力容器１内の圧力
が上昇し、それにともない高圧非常用凝縮装置14の内圧
が上昇する。これにより戻り弁16の周作動と同様の時期
に開されたベント弁18を通りベント配管17により圧力抑
制プール７に非凝縮性ガスが放出される。格納容器ベン
ト管８よりも非常用凝縮装置14のベント配管17が早く動
作する理由は圧力抑制プール７内での水沈深さが格納容
器ベント管８よりベント管17が浅い位置となっているた
めである。

また、原子炉格納容器３内に放出された蒸気は蒸気供
給弁26を開することにより配管25を用いて、低圧非常用
凝縮装置24に導かれ凝縮され、ベント弁28を開すること
により配管27を通り、圧力抑制プール７に送られる。圧
力抑制プール７の水位が上昇し、原子炉圧力容器１より
以上の水位となった場合には均圧配管９の均圧弁10を開
することによって、凝縮水を圧力容器１に戻す。高圧非
常用凝縮装置14と同様に非凝縮性ガスにより性能が劣化
した際には原子炉格納容器３内の圧力上昇が生じ、低圧
非常用凝縮装置内の非凝縮性ガスを圧力抑制プール７に
排出する。

次に主蒸気隔離弁11a,11bといった原子炉隔離時には
主蒸気管11から蒸気供給配管12を通り、高圧非常用凝縮
装置14へ炉蒸気を導き凝縮し、戻り弁16を開することに
より戻り配管15を通り圧力容器１へ凝縮した蒸気を戻
し、炉心２の冷却を行う。この場合には原子炉格納容器
３内の非常凝縮性ガスの影響を受けないため、ベント弁
18の開作動は不用である。

〔発明の効果〕

本発明によれば原子炉格納容器内での配管破断時の短
期及び長期の炉心冷却及び格納容器冷却設備として、ま
た、原子炉隔離時といった異常な過渡変化時の炉心冷却
設備として、十分な機能を発揮する。また、本発明の作
動原理の単純な静的機器を用いることにより、大型ポン
プ等の動的機器の削減が図れ機器単体の故障率の低減と
なる。さらに設備全体の構成等も簡素化されサポートシ
ステムへの依存度への低減による共通要因故障の低減と
なる。これらにより大きな信頼性の向上となる。

また、作動時には、静的機器の採用、設備全体の単純
な構成等より、運転員操作の軽減及び運転中の監視項目
の削減による運転の容易性の向上となる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る原子力プラントの炉心冷却設備の
一実施例を示す配管系統図、第２図は第１図における要
部を拡大し一部断面で示す配管系統図、第３図は従来の
原子力プラントの炉心冷却設備を示す配管系統図であ
る。 １……原子炉圧力容器、２……炉心 ３……原子炉格納容器、４……水源プール ５……注入配管、６……注入弁 6a……逆止弁、７……圧力抑制プール ８……格納容器ベント管、９……均圧配管 10……均圧弁、10a……逆止弁 11……主蒸気管、11a……主蒸気隔離弁 11b……主蒸気隔離弁、12……蒸気供給配管 13……蒸気供給弁 14……高圧非常用短縮装置 15……戻り配管、16……戻り弁 17……ベント配管、18……ベント弁 19……冷却プール、20……減圧配管 21……減圧弁、22……配管 23……逃し安全弁 24……低圧非常用凝縮装置 25……蒸気供給配管、26……蒸気供給弁 27……戻り配管、28……ベント弁 40……高圧／低圧非常用凝縮装置ベント管と格納容器ベ
ント管の水没差 51……原子炉隔離時冷却系注入配管 52……残留熱除去系吸込み配管 53……原子炉隔離時冷却系圧力抑制プール吸込み配管 54……原子炉隔離時冷却水源プール吸込み配管 55……高圧炉心注水系水源プール吸込み配管 56……高圧炉心注水系ポンプ 57……残留熱除去系ポンプ 58……残留熱除去熱交換器 59……格納容器スプレイ配管 63……原子炉隔離時冷却系ポンプ 64……原子炉隔離時冷却系タービン 65……給水管

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.⁶ 識別記号 ＦＩ Ｇ２１Ｃ 15/18 ＧＤＢ Ｇ２１Ｃ 9/00 ＧＤＢＡ

Claims (1)

(57)【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】炉心を内蔵する原子炉圧力容器に接続され
   減圧弁を介して原子炉格納容器内のドライウェルに開口
   する複数の減圧配管と、前記原子炉格納容器内の上部に
   設けられた水源プールと、この水源プールから注入弁お
   よび逆止弁を介して前記原子炉圧力容器に接続された冷
   却水注入配管と、前記炉心より高い位置に水面を有する
   圧力抑制プールと、この圧力抑制プール内で前記炉心よ
   り高い位置に開口部を有する格納容器ベント管と、前記
   圧力抑制プールからなる均圧弁および逆止弁を介して原
   子炉圧力容器に接続する均圧配管とからなることを特徴
   とする原子力プラントの炉心冷却設備。