JP2977234B2 - 原子力発電プラント用の受動的安全注入装置 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 発明の背景 発明の分野 本発明は、原子炉、特に加圧水型原子炉の分野に係
り、より詳細には、仮想事故の後に必要な安全機能を果
たす流体装置ないし流体系に関するものである。ここ
で、安全機能とは、配管破断後に原子炉の炉心に水を緊
急補充すること、少量の漏れに対して確実な水供給源を
提供すること、炉心からの炉心崩壊熱を除去すること、
及び、炉心を確実に臨界未満とすること、をいう。

先行技術の説明 現在稼働している加圧水型原子炉（PWR）の構成は、
健全且つ安全であることが分かっている。しかし、プラ
ントの建造コストや維持コストを増加させる傾向のある
ポンプ、配管、計装等を除去或は減ずる目的で、近年、
安全機構の単純化に対する関心が高まっている。

原子炉設計の範囲における新規開発活動の重要な傾向
は、能動的（active）安全特性ではなく受動的（passiv
e）安全特性を用い、システム設計を単純化するという
ものである。

このようなPWR設計の一つが、本願発明と同一の発明
者による米国特許第4,753,771号明細書に開示されてい
る。この米国特許明細書には受動的安全注入系が開示さ
れており、これは、適用される際、必要な全安全機能を
果たすために重力及び水や空気の自然循環等の自然力に
依存する。この受動的安全注入系の一部が第１図に示さ
れており、原子炉容器44（炉心を有する）と、１以上の
原子炉冷却系のホットレッグと、コールドレッグと、蒸
気発生器（図示しない）と、原子炉冷却材ポンプ（図示
しない）とを備え、これらは全て実質的に従来構造のも
のである。加圧器48がホットレッグの一つに連結されて
いる。

この米国特許の受動的安全注入系は以下の本質的構成
要素から成る。

（１）第１は、単一の受動的残留熱除去系熱交換器34で
ある。これは、原子炉冷却系のホットレッグHLとコール
ドレッグCLの上方に配置され、その上部がホットレッグ
HLに取り付けられた配管に接続され、底部がコールドレ
ッグCLに接続されている。この熱交換器34は、常閉型の
弁38のいずれかが開放した場合に、炉心崩壊熱を除去す
ることができる。熱交換器34は格納容器内燃料交換用貯
水タンク36に貯蔵された水に熱を伝える。

（２）第２は、２つの炉心補給水タンク40（その一方の
み図示する）とそれに関連される配管である。これらは
原子炉冷却系のホットレッグHLとコールドレッグCLの上
方に配置されている。このタンク40は水で完全に満たさ
れており、（ａ）加圧器48の水位が炉心補給水タンク40
の頂部を下回り、原子炉冷却材ポンプが停止された場
合、或は（ｂ）原子炉冷却系の水量（ウォーターインベ
ントリー）が大幅に減じて、コールドレッグCLが蒸気を
含むようになった場合に、常閉型弁46のいずれかが開放
されると原子炉容器44に重力によって排水される。炉心
補給水タンク40は原子炉にインベントリー補給を確実に
行うことができ、原子炉冷却系圧力バウンダリーの仮想
破壊の後においても、十分な水の流れを提供し、炉心の
冷却を維持することができる。

（３）２組の減圧弁49（その一方のみを図示する）が加
圧器48の上部に取り付けられている。各組の減圧弁49に
は複数の並列流路があり、該流路は最適の所望減圧弁寸
法に対する必要流量に依存する。これらの弁49は通常は
閉じているが、炉心補給水タンク40の水位が大幅に減じ
た場合に開放される。この動作により原子炉冷却系は十
分に減圧され、炉心補給水タンク40内の水が完全に排出
されてしまう前に、格納容器内燃交換用貯水タンク36か
ら水が重力によって原子炉容器44内に排出され始める。

（４）格納容器内燃料交換用貯水タンク36は原子炉冷却
系のホットレッグHLとコールドレッグCLの上方に配置さ
れ、水を保持している。この水は、受動的残留熱除去系
熱交換器34の作動のための熱シンクとして働き、原子炉
冷却系の減圧中に放出された蒸気を消失させ、万が一配
管が破断した場合に原子炉容器44内に水を重力により注
入するための長期間注水源となり、且つまた、原子炉が
格納される格納容器の下部部分に水を張って、原子炉冷
却系をホットレッグ及びコールドレッグを越える水で浸
水させることができる。格納容器の下部部分が水で満た
された場合、原子炉容器44への補給水の長期間（不定期
間）補給源はこの格納容器となり、格納容器から配管3
7、39を介して水が補給され、これは重力作用による。

前記米国特許明細書に開示された受動的格納容器冷却
系（図示しない）に関連される特徴は、鋼製の格納容器
シェルから熱を自然対流により周囲に伝えることであ
り、格納容器の鋼製内壁面で蒸気を凝縮させる。この凝
縮された蒸気（水）は、格納容器の下部部分に還流し、
熱シンクとして機能する原子炉容器貯水タンク36内に重
力排水するのに利用される水を補充、維持する。熱交換
器34の底部はループの上方約2.44m（8ft.）のところに
配置される。

熱交換器34は空気駆動式弁38のいずれかが開放するこ
とによって作動される。これらの弁38は動力又は信号が
ない場合には開かない。原子炉冷却材ポンプが作動して
いる場合、受動的残留熱除去系熱交換器34を通る流れ
は、高圧のコールドレッグCLから熱交換器34を介してホ
ットレッグHLへの循環を強制的に発生させる。原子炉冷
却材ポンプが用いられていない場合、自然循環によりホ
ットレッグHLから受動的残留熱除去系熱交換器34の上部
へ、そしてコールドレッグCLへと流れる。空気駆動式制
御弁は、オペレータに、原子炉冷却系温度を一定値に制
御する手段、必要な場合には、原子炉冷却系の冷却する
手段を与える。

格納容器内熱交換用貯水タンク36は、水が飽和される
前、数時間にわたり崩壊熱を吸収する。しかし、熱除去
能力が減ずるまで、格納容器内燃交換用貯水タンク36か
ら十分な水を蒸発させるためには数日かかる。これによ
り十分な時間が得られ、主給水又は初期給水を回復させ
ることができ、或はまた、使用済燃料冷却系の一部であ
る通常の残留熱除去冷却設備を適用することができる。

受動的熱交換器34は、複数の管が溶接された管寄せか
ら作られている。管は垂直に配置され、その長さは約9.
10m（20ft.）である。管寄せは４つあり、互いに平行に
配置され、数フィートの間隔が置かれており、管の表面
で発生された蒸気と格納容器内熱交換用貯水タンク36内
の水とを良好に混合させるようになっている。

受動的残留熱除去系熱交換器34は、従来用いられてい
たセーフティグレード補助給水系に代わるものであり、
ポンプ、AC電源又は空気／水冷却系には依存しない。ま
た、受動的熱交換器34の機能は、蒸気又は給水ラインの
破断や蒸気発生器管の破損等の蒸気発生器圧力バウンダ
リーの損傷によって、影響を受けない。

受動的安全注入機能に関して、受動的原子炉冷却材補
給が、通常の補給系が利用できない場合に少量の漏れを
許容するために設けられ、また、冷却材喪失事故に起因
する多量の漏れにも適応するよう設けられる。セーフテ
ィグレード原子炉冷却材補給と安全注入は、１組の水タ
ンク、即ち２つの炉心補給水タンク40（第１図にはその
一方のみを示す）と、２つの蓄圧器42（第１図にはその
一方のみを示す）と、格納容器内熱交換用貯水タンク36
とにより行われる。炉心補給水タンク40は、あらゆる圧
力において原子炉冷却系の小さな漏れに対して補給を行
えるよう、且つ、小さな冷却材喪失事故に対して安全注
入を行えるよう、設計されている。これらのタンクは注
入力に重力を利用している。それらは原子炉冷却ループ
の上方に配置され、圧力を均一化するために、タンクの
上部に圧力平衡ラインが接続されている。炉心補給水タ
ンク40の各々はホウ酸水で満たされ、原子炉冷却系と同
じ圧力となるように設計されている。炉心補給水タンク
40からの吐出水は、各タンクの底部から原子炉容器の独
立した安全注入ノズルに流れる。注入水はコールドレッ
グ下流領域44に流入する。吐出ラインは通常、２つの並
列の空気駆動式弁46により遮断され、これらの弁46は空
気圧又は制御信号がない場合には閉じている。

２つの独立した圧力平衡ラインが各炉心補給水タンク
40について設けられている。一方のラインは加圧器48か
ら延び、他方のラインは原子炉冷却系コールドレッグ配
管から延びている。加圧器48からのラインは、過渡状態
の後に、或は通常の補給が利用できない場合にいつで
も、原子炉冷却材補給を可能とする小型ラインである。
このラインは通常時は開いているが、原子炉冷却材ポン
プが作動している場合に高圧のコールドレッグから逆流
又は漏れを生ずる可能性を防止するために、逆止弁を含
んでいる。炉心補給水タンク40の注入を行うために、原
子炉冷却材ポンプは、加圧器が低い低レベル（low−low
level）となった際に停止される。

コールドレッグから炉心補給水タンク40へのライン
は、冷却材喪失事故に対して必要とされる原子炉冷却材
補給能力を与える大型ラインである。このラインは通
常、２つの並列の空気駆動式弁50により閉じられてお
り、弁50は空気圧又は制御信号がない場合には開放しな
い。コールドレッグが例えば冷却材喪失事故時などで機
能しなくなった場合、このラインは炉心補給水タンク40
の上部に多量の蒸気を流し、その結果、多量の水が原子
炉冷却系に流入する。

蓄圧器42は大きな冷却材喪失事故のために必要であ
る。これは、非常に大量の補給水を原子炉容器ダウンカ
マーと下部プレナムに補充するために必要とするからで
ある。蓄圧器42にはホウ酸水が過剰圧力の窒素と共に収
容されている。

炉心補給水タンク40と蓄圧器42の水の量は限られてい
るので、長期間の別の水源が必要とされる。従って、格
納容器内熱交換用貯水タンク36が補給水の長時間供給源
として用いられる。しかしながら、格納容器内燃料交換
用貯水タンク36からの注入を得るために、原子炉冷却系
圧力は格納容器圧力よりも高い約10psigまで低減されな
ければならない。自動減圧系がこの機能を達成するため
に設けられている。加圧器48に接続された一連の弁は段
階的な減圧を可能とする。これらの弁からの排出物は、
減圧弁の一つが誤って開放した場合の影響を最小とする
ために、格納容器内燃料交換用貯水タンク36内に放出さ
れる。これらの弁は３段に配列され、第１段が他に比較
して小さい。この段配列はピーク流量を減じ、吐出し配
管、スパージャ及び格納容器内燃料交換用貯水タンクに
結果として生ずる負荷を減ずる。

約10時間後、格納容器内燃料交換用貯水タンク36も空
となる。しかし、その時までに格納容器の水位は原子炉
冷却ループの高さ以上となり、格納容器内の水は原子炉
冷却系に重力により還流される。このようにして、安定
した長期の炉心冷却及び原子炉冷却系への補給が確立さ
れる。

ホウ素又はホウ酸水は、ホウ素が中性子を吸収する能
力があることから、原子炉出力を減じ或いは制御する手
段として一般に知られている。しかし、受動的安全系と
いう概念にホウ素を導入するということは多数のいろい
ろな問題を呈する。あらゆる仮想事故後に原子炉が確実
に臨界未満となるようにするためには、受動的安全注入
系から原子炉容器への水の供給源の全てがホウ酸溶液を
含まなくてはならない。第２図を参照すると、長期間炉
心冷却モードにある受動的安全系は、原子炉容器内の沸
騰水から成り、生じた蒸気は格納容器に発散され、冷却
・凝縮されたならば、格納容器建屋の水が張られた下部
部分に戻される。炉心領域における水の連続的な沸騰に
より、炉心領域内のホウ素濃度は伝熱を妨げるほど高く
なる可能性が、万が一ではあるが存在する。水が沸騰す
るにつれ、蒸気が加圧器を経て格納容器に発散される
と、ホウ素が残り、このホウ素は原子炉容器内に集中す
る。炉心補給水タンク及び貯水タンクからの種々の水源
は、配管11を介して原子炉容器内に供給される。格納容
器内の水は符号Ａにより図示されている。この水は、格
納容器内の最大水位Ａと原子炉容器内の水位との間の圧
力水頭の差により、格納容器内から集水孔スクリーン13
を介して原子炉容器内に流れる。

第１図に示す炉心補給水タンク40（一方のみ示す）
は、小さな漏れや最大配管の仮想破損によって原子炉冷
却系から喪失された水を補給するために、どのような圧
力下でも水を原子炉内に重力により流入させることので
きる水源を提供する。これらのタンクは原子炉全圧で作
動できるよう設計される。

前記米国特許明細書によれば、２つの炉心補給水タン
ク（CMT）及びその関連の配管は、最も大きな仮想配管
破損があった場合でもそれ自体で有効な炉心冷却を行え
るよう十分な水を提供することができるように、寸法が
決められている。より大きな原子炉においては、最も大
きな原子炉冷却系配管の仮想分断の後に、原子炉に水を
迅速に補給して炉心を再度水に浸すために、炉の大きさ
に比例して大きな流量が必要とされる。これは、炉心補
給水タンク及び関連の配管の容積及び面積を比例して大
きくすることを要する。この直接的な寸法拡大手段は、
より大きな注入流量を得るための手段としては費用的に
見てあまり効果的な方法ではなく、非現実的である。

第１図に示す減圧弁49及びそれに関連される配管は、
原子炉冷却系圧力を十分に減じることができ、また、炉
心補給水タンクが完全に排水される前に、原子炉圧力が
格納容器内燃料交換用貯水タンクに貯蔵された水の位置
水頭よりも低くなるような時宜的態様で、原子炉冷却系
圧力を確実に減じることができる。

より大きな原子炉の場合、減圧弁及び関連の配管の寸
法（面積）は、同様な減圧率及び圧力を得るために、比
例して大きくされなければならない。第１図に示す減圧
構成を有する大きな原子炉に対しては、減圧弁のその数
と、弁及び配管のその寸法は非現実的なものであり、費
用的にみてあまり効果的な解決法ではない。

前記米国特許の好適な実施例は、小型の原子炉（45万
ワット熱出力）に対するものであった。前記米国特許に
おける受動的安全系という概念を、最も経済的な方法で
大型の商用サイズの原子炉（500〜4000万ワット熱出
力）に適用するためには、幾つかの特有の変形が必要と
される。即ち、前記米国特許の好適な実施例は、制御棒
（炉心領域に重力により挿入される）のみが炉心の核停
止を行うために用いられるという事実に基づいていた。
また、これらの制御棒は、炉出力の制御や変更を行うた
めに機械的に位置決めされていた。より大きな出力の原
子炉において、炉出力の制御、燃料の減損に対する補
償、原子炉がコールド状態にある場合の増加した水密度
に対する補償、及び、事故後の確実な核のために、原子
炉冷却水に溶解されたホウ酸が制御棒と共に用いられ
る。機械的な制御棒と共にホウ酸溶液を用いることによ
り、必要とされる制御棒の数を減じ、原子炉の機械的設
計を単純化し、個々の燃料棒がより均等なレベルの出力
を発生できるようにしているのである。これらはプラン
トの初期コストを大幅に減じ、より高い出力発生レベル
が得られる。

発明の概要 本発明の目的は、ホウ酸水を用い、且つホウ素が原子
炉容器内で集中するのを防止すると共に炉心内の伝熱が
妨げられる可能性を防止する受動的安全注入装置若しく
は受動的安全注入系を提供することにある。

本発明の他の目的は、自然循環の流れパターンを形成
することにより受動的安全注入系を改良することにあ
る。

本発明の更に別の目的は、大型の原子炉冷却系配管の
仮想切断事故の後に大量の水を供給する別の方法を提供
することにより、大型原子炉に適用できるよう、受動的
安全注入系を改良することにある。

本発明の他の目的は、高位置の水源から原子炉容器内
に水を重力で流入させることができるように、原子炉冷
却系を減圧する手段を改善することにより、受動的安全
注入系を改良することにある。

本発明の前記目的及び他の目的は、次の原子力発電プ
ラント用の受動的安全注入装置により達成される。即
ち、当該受動的安全注入装置は、格納容器と、炉心を有
する原子炉容器と、ホットレッグと、コールドレッグ
と、前記格納容器内を浸水する冷却材喪失事故中に炉心
に注水を行うためのホウ酸水供給施設とを備えたもので
あって、前記ホットレッグに接続され前記格納容器内に
浸水した水位よりも低い位置にあり、且つ前記格納容器
内と連通している第１の流路と、前記原子炉容器に接続
され、且つ前記格納容器内と連通している第２の流路と
を具備し、前記第１の流路が、前記炉心により形成され
る水密度の差によって前記格納容器内から前記炉心を通
る水の自然循環を生ぜしめ、前記原子炉容器内のホウ素
の集中を防止するようにしている。

本発明の他の形態において、原子力発電プラント用の
受動的安全注入装置は、炉心を有する原子炉容器と、該
原子炉容器に接続されたホットレッグ及びコールドレッ
グと、ホットレッグに接続された加圧器と、前記原子炉
容器にっ接続された吐出ライン及び前記加圧器に接続さ
れた圧力平衡ラインを有する炉心補給水タンクとを備え
ており、前記加圧器が通常水位を有し、前記炉心補給水
タンクが前記加圧器の通常水位よりも相当に低い位置に
配置され、前記炉心補給水タンクが、原子炉冷却系のホ
ウ酸水よりも高いホウ酸濃度のホウ酸水を収容し、クー
ルダウン後に、原子炉冷却系の水量が減じ、それにより
自動的に前記炉心補給水タンクから前記原子炉容器に給
水が行われ、原子炉冷却材のホウ酸濃度を増加させるよ
うになっている。

本発明の更に他の形態において、炉心、ホットレッグ
及びコールドレッグを有する原子炉容器を備える原子力
発電プラント用の受動的安全注入装置は、所定のホウ酸
濃度のホウ酸水で満たされた炉心補給水タンクであり、
その内容物を前記原子炉容器内に流出するための排出ラ
イン、及び、該炉心補給水タンクの上部を前記コールド
レッグに接続する圧力平衡ラインを有している前記炉心
補給水タンクと、前記圧力平衡ラインを前記炉心補給水
タンクに接続する流路とを備えており、前記流路が、前
記圧力平衡ラインを上昇して該流路を通って前記炉心補
給水タンクに流入する高温水によって、前記炉心補給水
タンク内から前記原子炉容器へのホウ酸水の自然還流れ
を生ずるようになっている。

本発明による受動的安全注入装置ないし受動的安全注
入系の前記及びその他の目的や利点は、添付図面に沿っ
ての以下の詳細な説明から明らかとなろう。

好適な実施例の詳細な説明 第３図について説明する。本発明の第１の形態は、原
子炉冷却系のホットレッグ54から格納容器内の浸水水位
（炉心の頂部位置よりも上方の位置）への第１の流路52
を提供している。この流路52は、点線及び矢印で示され
るように、格納容器から炉心を通って水を循環させるこ
とができ、長期間冷却モードにおける原子炉容器10内へ
のホウ素の集中を制限する。流路52はホットレッグ54の
底部に取り付けられ、蒸気が配管の上部部分を通って発
散できるようにしている。この付加された希釈用の流路
は、浸水水位よりも低い位置にあるが、軽水（加熱され
ている）による自然循環を炉心内又は炉心上方で得るの
に十分な高さにある。ホットレッグ54に流路52を設ける
ことにより、格納容器の水は炉心を通って流れてホウ素
濃度を低く保つことができる。水の自然循環は点線及び
矢印で図示され、水の密度の差によって生ずる。

流路52は、集水孔スクリーン13を備え格納容器内から
原子炉容器10内に水を送るための第２の流路56と共に機
能する。また、第２の流路56の一部は、受動的安全注入
系の種々の供給源、例えば炉心補給水タンクや蓄圧器か
らホウ酸水を導くためにも用いられる。これは、通常時
の流れが単に格納容器の水を第２の流路56を通して原子
炉容器10に導いている第２図に示す従来の発明と比較す
ると、分かるであろう。水は炉しで沸騰され、ホウ素は
原子炉容器10内に蓄積し、それにより、伝熱を果たす炉
心の能力が減じられるという危険な状態を生ずる。従っ
て、流路52は、炉心による水の加熱によって生ずる水の
密度の差に基づいて、格納容器に張られた水から炉心を
通しての水の自然循環流れを発生させ、それにより、原
子炉容器10内のホウ素濃度を制限する。

ホウ酸水の使用に関連される他の問題点は、加圧水型
原子炉において、炉心を臨界未満に維持したまま温態状
態から冷態状態に移行させる場合に、原子炉内のホウ素
濃度を増加させなければならない点にある。本発明によ
れば、冷態停止時の所望のホウ酸濃度を得るために、十
分なホウ酸水が炉心補給水タンクから重力により確実に
排出されるよう、加圧器の高さに対する炉心補給水タン
クの高さ、及び炉心補給水タンクのホウ酸濃度が設定さ
れる。第５図に示すように、炉心補給水タンク40と加圧
器32の高さは、炉心補給水タンク40のホウ酸濃度と共
に、次のようにして決められる。即ち、原子炉冷却系の
水が冷却され、体積が減少した場合に、炉心補給水タン
ク40の十分なホウ酸溶液が原子炉冷却系内に流出され、
全体の濃度を、原子炉を臨界未満に維持するのに必要と
される濃度まで上昇させるように、決められるのであ
る。第４図は原子炉冷却系の水量が約170m²（6000f
t.³）である通常の運転状態を示している。原子炉容器1
0内の水は100ppm以下のホウ酸を有し、一方、炉心補給
水タンク40は2000ppm以上のホウ酸を有する。炉心補給
水タンク40は加圧器32の通常の水位よりも低い位置に配
置されている。圧力平衡ライン58、60が概略的に図示さ
れている。また、流路56は原子炉容器10に炉心補給水タ
ンクを接続している。

クールダウン後、第５図に示すように、原子炉冷却系
の水量が減じ、炉心補給水タンク40は原子炉容器10内に
水を流出し、それによって原子炉冷却系のホウ最濃度が
上昇する。即ち、水の減少分を補給するために、炉心補
給水タンク40の高濃度ホウ酸が原子炉冷却系に導入さ
れ、それにより、原子炉容器10内のホウ酸濃度が約500p
pm以上となる。

水の減少を補償するために炉心補給水タンク40から水
の一部を流出されるという第４図及び第５図に沿って前
述した手段に対する他の手段は、炉心補給水タンク40内
の高濃度ホウ酸溶液を原子炉冷却系内の低濃度ホウ酸溶
液と混合させるために、自然縦貫流路を形成するという
ものである。第６図及び第７図を参照すると、他の実施
例が示されており、この図において、通常の運転モード
は第４図に示されたものと同様である。しかしながら、
この実施例において、流路62が、炉心補給水タンク40
（低温ホウ酸水で満たされている）と、この炉心補給水
タンク40の上部をコールドレッグ24に接続する圧力平衡
ライン60との間に設けられている。第６図に示すホウ酸
処理モードは、水位を減少させる必要がないので、クー
ルダウン前に達成され得る。第６図の一部を拡大して示
す第７図には、循環流が示されている。基本的に、高温
水はコールドレッグ24から圧力平衡ライン60内に流入
し、流路62を通って炉心補給水タンク40に入る。この高
温水は、ホウ酸を含有する低温の炉心補給水を原子炉冷
却系に押し流す。流路62により生ぜられる自然循環の結
果として、約1000ppmの平衡ホウ酸濃度が得られる。

第８図は、第６図及び第７図を参照して説明した実施
例の別の図である。流路62は、炉心補給水タンク40内に
延び且つ減圧系アクチュエータ炉心補給水タンク40の水
位よりも下側の位置で終端している管を有している。炉
心補給水タンク40の水位の位置又はその下方の位置に弁
46が配置されるが好ましい。原子炉冷却材ポンプが作動
している場合、加圧器48はコールドレッグCLよりも約60
psig低圧である。従って、逆止弁は閉じられ、炉心補給
水タンク40の入口と出口との間の圧力差は小さい。炉心
補給水タンク40内のホウ酸水は、このタンクの入口と出
口を開けた場合に単に混合されるだけである。原子炉冷
却系の水が減少するにつれて、加圧器48の水位が下が
り、原子炉冷却材ポンプは停止する。従って、炉心補給
水タンク40の水位と加圧器48の水位は釣り合う。

原子炉冷却材ポンプが作動していない場合、自然循環
流路62は、１分間に約100〜200ガロンの水をコールドレ
ッグCLから低温の炉心補給水タンク40に流入させる。

本発明の他の形態は、２つの蓄圧器（即ち、水が窒素
のような加圧カバーガスと共に部分的に満たされている
タンク）（第１図にはその一方のみ示す）の使用を含ん
でおり、これらの蓄圧器42は、必要とされる水の補給量
が最大となる大きな配管破損の場合に、原子炉に水を補
給することができる。これらの蓄圧器42は、原子炉冷却
材圧力が窒素カバーガス圧力よりも低くなった場合に、
水を原子炉に排出する。この特徴により、高設計圧力炉
心補給水タンク40及び関連の配管は、寸法を減じること
ができる。これは、大きな配管破断の後に炉心冷却に必
要とされる最大の流量が、まず最初に蓄圧器42から供給
され、その後に炉心補給水タンク40からより少ない流量
が供給されるからである。炉心補給水タンク40の吐出ラ
インに設けられている逆止弁は、蓄圧器42からの水が炉
心補給水タンク40に流れるのを防止し、炉心補給水タン
ク40は蓄圧器42の注入と共に幾分かの水を排出すること
ができる。蓄圧器42は低圧（約100psigのカバーガス圧
力に一致する圧力）用に設計できるので、設備コストを
低減できる。

本発明の他の形態が第９図に示されており、充填ライ
ン40a、41a及び排水・サンプルライン40b、41bにより概
略的に示されるように、炉心補給水タンク40、41には充
填、排水及びサンプル機能がある。同様な充填、排水及
びサンプル機能が、蓄圧器42、43及び格納容器内燃料交
換用貯水タンク36に対して設けられている。充填ライン
40a、41a、42a、43a、36aは対応のタンクに水を適当な
濃度のホウ酸と共に注入するために用いられ、タンク内
の濃度を所望のレベルに調節する。また、サンプリング
モードにおいて、ホウ酸水が、ホウ酸の濃度を測定する
ために、排水・サンプルライン40b、41b、42b、43b、36
bから取り出されサンプリングされる。濃度が低いこと
が測定されれば、所望の濃度レベルとなるまで、より高
い濃度のホウ酸が充填ラインから対応のタンク内に注入
され、同時に、排水ラインから同量の液体が取り出され
る。補給タンク（図示しない）を充填ラインに一次的に
あるいは永久的に接続しておくことができる。

ホウ酸水を含む種々のタンクは、通常、遮断弁64によ
り原子炉冷却系から分離され、タンクの内容物が原子炉
冷却系に流入するのを防止している。排水・サンプルラ
イン40b、41b、42b、43bは遮断弁66を備え、偶発的な水
の流出が生じないようにしている。原子炉冷却系のコー
ルドレッグから各炉心補給水タンクの頂部への圧力平衡
ラインに設けられている２つの平列の常閉型弁50は、炉
心補給水タンク作動信号を受けると、開放位置となるよ
うに駆動され、同時に並列の炉心補給水タンク吐出し遮
断弁を開く。従って、平衡ラインは、大量の蒸気を炉心
補給水タンクの頂部に浮上させるために用いられ、その
結果、炉心補給水タンクから原子炉冷却系に大流量の水
が供給される。

前述した種々の構造や装置に対して色々な変形を行う
ことができ、本発明の真の精神及び範囲内に含まれる変
形の全てが特許請求の範囲により限定されることは、当
業者にとり明らかであろう。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明を適用できる受動的安全注入系の構成要
素を示す概略説明図、第２図は浸水状態の格納容器内に
ある原子炉容器を示す概略説明図、第３図は本発明の第
１の形態を備えた原子炉容器を示す概略説明図、第４図
は通常の運転モードにおける原子炉容器を示す概略説明
図、第５図はクールダウン後の原子炉容器を示すと共
に、ホウ酸水を炉心補給水タンクから流出させるという
本発明の他の形態を示す概略説明図、第６図は本発明の
他の形態を示す原子炉容器の概略説明図、第７図は第６
図の一部を拡大して示す概略説明図、第８図は第６図及
び第７図に示された本発明の概略説明図、第９図は本発
明の他の形態を示す概略説明図である。図中、 10,44……原子炉容器 24,CL……コールドレッグ 32,48……加圧器 36……格納容器内燃料交換用貯水タンク 40,41……炉心補給水タンク 42,43……蓄圧器 52……第１の流路 54,HL……ホットレッグ 56……第２の流路 58,60……圧力平衡ライン

フロントページの続き (56)参考文献 特開 昭62−187291（ＪＰ，Ａ) 特開 昭60−259994（ＪＰ，Ａ) 米国特許3528884（ＵＳ，Ａ) (58)調査した分野(Int.Cl.⁶，ＤＢ名) G21C 9/00 G21C 15/18

Claims (2)

(57)【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】格納容器と、炉心を有する原子炉容器と、
   ホットレッグと、コールドレッグと、前記格納容器内を
   浸水する冷却材喪失事故中に前記炉心に注水を行うため
   のホウ酸水供給施設とを備えている原子力発電プラント
   用の受動的安全注入装置であって、前記ホットレッグに
   接続され前記格納容器内に浸水した水位よりも低い位置
   にあり、且つ前記格納容器内と連通している第１の流路
   と、前記原子炉容器に接続され、且つ前記格納容器内と
   連通している第２の流路と、を具備し、前記第１の流路
   が、前記炉心により形成される水密度の差によって前記
   格納容器内から前記炉心を通る水の自然循環を生ぜし
   め、前記原子炉容器内のホウ素の集中を防止するように
   なっている、原子力発電プラント用の受動的安全注入装
   置。
2. 【請求項２】炉心、ホットレッグ及びコールドレッグを
   有する原子炉容器を備えている原子力発電プラント用の
   受動的安全注入装置であって、所定のホウ酸濃度のホウ
   酸水で満たされた炉心補給水タンクであり、その内容物
   を前記原子炉容器内に流出するための排水ライン、及
   び、該炉心補給水タンクの上部を前記コールドレッグに
   接続する圧力平衡ラインを有している前記炉心補給水タ
   ンクと、前記圧力平衡ラインを前記炉心補給水タンクに
   接続する流路と、を具備し、前記流路が、前記圧力平衡
   ラインを上昇して該流路を通って前記炉心補給水タンク
   に流入する高温水によって、前記炉心補給水タンク内か
   ら前記原子炉容器へのホウ酸水の自然循環流れを生ずる
   ようになっている、原子力発電プラント用の受動的安全
   注入装置。