JP2980683B2 - 原子炉圧力容器の過圧事故に対する安全装置 - Google Patents

原子炉圧力容器の過圧事故に対する安全装置

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JP2980683B2 JP5515231A JP51523193A JP2980683B2 JP 2980683 B2 JP2980683 B2 JP 2980683B2 JP 5515231 A JP5515231 A JP 5515231A JP 51523193 A JP51523193 A JP 51523193A JP 2980683 B2 JP2980683 B2 JP 2980683B2
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Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、不十分な炉心冷却の際の原子炉圧力容器の
過圧事故に対する安全装置に関する。
一般に原子力設備特に加圧水形原子炉の原子力設備に
おいて原子炉炉心のすべての冷却装置が故障するという
殆どありそうもない事故の際に、原子炉炉心が過熱され
るという危険がある。加圧水形原子力設備の場合、一次
回路における許容できない過圧は噴霧装置およびブロー
装置を備えた加圧系統によって防止される。ブロー容器
は、加圧器弁、ブロー弁、安全弁および容積制御系統の
安全弁が開いた際に放出される蒸気を凝縮するために使
用される。ブロー容器は約３分の２まで水で充填され、
その上には窒素のクッションが存在している。加圧水形
原子炉の場合一次回路には（通常運転において）例えば
158バールの圧力がかかっている。
本発明は、原子炉の冷却回路、特に加圧水形原子炉の
一次回路におけるブロー応動圧力を温度に関係して大き
く減少させ、それにより殆どありそうもない原子炉炉心
の過熱事故の際に一次回路圧力が30バール以下の値に自
動的に下げられるようにするという考えから出発してい
る。従って本発明の課題は、この規準を満足し、炉心の
過熱の際に原子炉圧力容器の過圧事故に対するバリヤを
形成するような安全装置を作ることにある。
本発明によれば、この課題は冒頭に述べた形式の安全
装置において、圧力容器の一次圧力がかかっている壁あ
るいは配管に設置された差圧荷重形の圧力放出弁が中空
の案内シリンダの中に長手方向に移動可能に支持された
弁体を有し、この弁体が中空体に形成された差圧ピスト
ンであり、かつこの弁体がろう付け係留部によってその
閉鎖位置に気密に保持されており、原子炉内部がろう付
け係留部に到達する限界温度熱流に基づいてろう付け係
留部を溶融する上限温度に達すると、弁体がその開放位
置に移動できることによって解決される。
本発明の有利な実施態様は請求項２から９に記載され
ている。本発明によって得られる利点は特に、原子炉圧
力容器の故障温度よりかなり低い原子炉炉心における所
定の限界温度に達するとろう付け係留部が溶融し、弁体
が釈放されるということにある。有利に利用される差圧
ピストンは系統圧力（炉圧力）によってその案内シリン
ダ内においてピストンストッパまで移動される。これが
ピストンストッパに到達すると、系統圧力はその際開か
れたブロー断面開口を介して30バール以下の値に減少さ
れる。本発明に基づく安全装置の有利な実施態様はこの
関係において、圧力放出弁が原子炉圧力容器の近くの主
冷却材配管の壁に設置されていることにある。
他の有利な実施態様においては、圧力放出弁は圧力容
器の壁に主冷却材配管接続短管の高さでそれらの間の壁
領域に設置されている。
他の有利な実施態様において、圧力放出弁はブロー容
器に開口するブロー配管に接続されている。圧力放出弁
およびこれに接続された配管が相応して小さな横断面に
寸法づけられている場合、圧力放出配管は別個のブロー
弁に対する制御配管としても形成できる。ろう付け係留
部としては、約700℃までの温度範囲において安定して
おり放射線に対しても強い銀ろう合金が特に有利であ
る。
以下図面に示した二つの実施例を参照して本発明を詳
細に説明する。
図１は、主冷却材配管に組み込まれた圧力放出弁を含
んでいる本発明に基づく安全装置を備えた原子炉圧力容
器の断面図、 図２は図１における部分IIの圧力放出弁の拡大詳細
図、 図３は圧力放出弁のブロー配管をブロー弁を制御する
ための制御配管として使用する蒸気回路図である。
図１に断面図で概略的に示されている加圧水形原子力
設備の原子炉圧力容器（以下単に圧力容器と呼ぶ）１
は、例えば1300MWの総電気出力に相応した3765MWの原子
炉熱出力用に設計されている。燃料集合体（図には唯一
個の燃料集合体３しか示されていない）で構成されてい
る原子炉炉心２は、入口接続短管４を介して流入し環状
室５の中を下向きに流れる（流れ矢印f1参照）軽水で冷
却される。この冷却水は下側プレナム６から孔明き下側
格子７を通って上向きに燃料集合体３の冷却通路を通っ
て流れ、その中で温まり、そして上側プレナム８から出
口接続短管９およびそれに接続されているいわゆる高温
一次回路配管10を通って図示していない蒸気発生器に流
れ、そこで冷却水はその熱を熱交換管を介して二次冷却
材に放出する。原子炉炉心２、上側プレナム８および出
口接続短管を通る冷却水流は流れ矢印f2によって示され
ている。蒸気発生器から冷却済み冷却水（一次冷却材と
も呼ぶ）がいわゆる低温一次回路配管（図示せず）を介
して圧力容器１の入口接続短管４に戻されるので、通常
運転においては連続循環回路が生ずる。通常運転におい
て一次冷却材は一次回路内において従って圧力容器１の
内部においても約158バールの圧力下にあり、出口接続
短管９における冷却材温度は約329℃である。原子炉圧
力容器１はその組込物と共に、この圧力負荷および温度
負荷に対して安全性の向上を加算して設計されている。
圧力容器は、球欠状底11と上端における環状フランジ12
とを備えたポット状の容器下部1Aと、その環状フランジ
12に対向フランジ13を介して気密にボルト結合されてい
る（蓋締結ボルトは図示されておらずボルト貫通孔14だ
けが示されている）湾曲蓋1Bとから成っている。組込物
については主要なものだけ、即ち下側バレル形フィルタ
15、その上にあって炉心容器16の底を形成している上述
の下側格子７だけを挙げる。炉心容器16は支持フランジ
16.1で環状フランジ12の環状肩部17に懸架され、その下
側部分の中に唯一の燃料集合体３で示されている炉心２
を収容している。炉心２は上側格子板18によって覆わ
れ、この格子板18の上に上側支持板19.1を有する案内架
台19が支持されている。燃料集合体の一部に制御棒20が
入り込んでいる。この制御棒20は蓋1Bの上側に配置され
詳細に図示されていない制御駆動装置によって昇降され
る。四ループ形設備の場合、圧力容器１の円周にわたっ
て分布して平面21−21内に４本の出口接続短管９および
４本の入口接続短管４がそれぞれ交互に設けられてい
る。超臨界圧力下に維持され従って液状である一次冷却
材は通常運転において炉心２だけを覆っているのではな
く、上側プレナム８もほぼ上側支持板19.1まで充満して
いる。従ってそれ自体は（燃料集合体３のように）熱を
発生せずガンマ線によっていわゆるガンマ線加熱される
組込物に対しても有効な冷却が保証される。圧力容器内
における水位がすべての冷却装置および非常冷却装置の
殆どありそうもない故障に基づいて低下すると、構造物
温度（通常は約400℃）が上昇し始め、特に水位が上側
格子板18まであるいはそのすぐ下側まで低下すると、熱
が特に放射および伝導によって圧力容器１に強く放出さ
れる。この過熱は非常に早い時期に本発明に基づく安全
装置によって、上述した不十分な炉心冷却の際における
圧力容器１の過圧事故を確実に避けるために利用され
る。
このために圧力容器１の配管（この配管として高温主
冷却材配管10が示されている）に差圧荷重形の圧力放出
弁22が設置されている。この圧力放出弁22は長手方向に
移動可能に支持された弁体特に差圧ピストン23を有して
おり（図２参照）、この差圧ピストン23はろう付け係留
部24、25によってその（図示されている）閉鎖位置に気
密に保持されている。原子炉内部が例えば700℃である
上限温度に達すると、ろう付け係留部24、25はそれに限
界温度熱流が到達することにより溶融される。これらの
ろう付け係留部はそれに作用するせん断力に耐えられな
くなるので、差圧ピストン23はそれに作用する差圧力に
基づいてその開放位置に変位される。圧力差は次式で表
される。
Ｐ＝P1−P0 この場合、P0は内圧、P1は外圧である。圧力容器１の
内室にかかっている圧力P1は従って、接続短管26および
開放された環状通路27の開口断面を介してブロー流で一
気にブロー配管28に放圧される（矢印f3参照）。ろう付
け係留部24はピストン23のシール面23.1と圧力放出弁22
の座面29との間に設けられている。この座面29は図示し
た実施例の場合には接続短管26の内周面で形成されてい
る。この接続短管26は座面の範囲に補強部を備えること
ができる。このろう付け係留部は、それが通常運転の際
に160バールの差圧に容易に耐えるように設計されてい
る。補助的な安全策として、（ピストン23のもぐり込み
端における）ピストン円周面23.2と案内シリンダ31の内
周面における案内面30との間にもう一つのろう付け係留
部25が配置されている。ピストン23および案内シリンダ
31は好適には中空体として形成されており、これにより
熱流は大きな損失なしに意図的にろうに到達するように
なっている。
案内シリンダ31は弁ハウジング220中に心出しされ、
その外周面と弁ハウジング220の内周面との間に環状室
ないし環状通路27が溢流路として開けられるように形成
されている。環状室の中に案内シリンダ31を同心的に保
持する案内羽根32が配置され、弁ハウジング壁に結合さ
れている。環状室ないし溢流路27の入口開口断面は図示
されているように通常位置においてピストン23によって
密封され、これに対してその釈放位置において自由に開
けられる、釈放位置においてピストン23は完全に案内シ
リンダ31の中にもぐり込む。ピストン23において差圧を
発生するためおよびもぐり込み運動を容易にするため
に、底33を有する案内シリンダ31はその底に圧力放出開
口34を備えている。
上述したように、圧力放出弁22は図示されているよう
に主冷却材配管10の壁に詳しくは圧力容器１の近くのい
わゆる高温一次回路配管に設置されている。別の実施例
では、圧力放出弁22の接続短管26は圧力容器１の円周状
壁に主冷却材配管接続短管４、９（図１参照）の高さで
詳しくはこれらの接続短管間における円周中間室に設置
される（図示されていない）。
圧力放出弁22は圧力制御弁22′としても形成できる
（図３参照）。これは相応して小さな横断面寸法を有
し、圧力放出配管28の代わりに、ブロー弁36の制御ピス
トンユニット35に接続されている圧力制御配管28′が設
けられている。このブロー弁36は入口側が系統圧力P1に
接続されており、これを通常は図示していないブロー容
器に通じている配管37から遮断している。圧力容器１が
過熱され制御弁22′が応動するとはじめてブロー弁36が
開放される。このブロー弁としては、普通の原子力設備
においてもともと圧力容器の近くにおいて一次回路配管
に接続されているブロー弁を用いることができる。
（圧力制御弁として小さく形成されている）制御弁2
2′は、これが高温個所のもっと近くに配置され従って
もっと速く応動できるように、圧力容器１の内部に例え
ば下側格子７あるいは上側格子板18の範囲に据え付ける
こともできる。この場合付設の圧力制御配管28′は細長
い計測管の形で蓋1Bを、あるいは入口接続短管４と出口
接続短管９との間の個所を圧力密に貫通して外に導き出
される。
過熱事故の際に直接的なブロー機能（図１および図２
参照）が実現されようともあるいは間接的なブロー機能
が実現されようとも、これらの両ブロー機能は、圧力容
器１の内部における圧力が30バールより小さな値に下げ
られるので、安全利得を意味する。これによって、いわ
ゆる炉心溶融事故および場合によってこれに続く圧力容
器底の溶融事故に際しても圧力容器１の支持および保持
構造物並びにその他の原子炉建屋構造物がせいぜい設計
上設定された力にしか曝されないことを保証する。標準
加圧水形原子炉の場合に炉心溶融事故は殆ど考えられな
い事故の一つに数えられているので、ブロー弁22ないし
22′は配管接続短管10ないし圧力容器壁に溶接すること
ができる。しかしまた、（燃料集合体交換のために圧力
容器がもともと無圧にされているときには）所定の時間
間隔でろう付け個所の点検を可能にする耐圧フランジ結
合部を設けることもできる。
フロントページの続き (58)調査した分野(Int.Cl.6，ＤＢ名) G21C 9/00 G21C 15/18 G21D 1/00

Claims (9)

    (57)【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】不十分な炉心冷却の際の原子炉圧力容器の
    過圧事故に対する安全装置において、圧力容器（１）の
    一次圧力がかかっている壁あるいは配管（10）に設置さ
    れた差圧荷重形の圧力放出弁（22）が中空の案内シリン
    ダ（31）の中に長手方向に移動可能に支持された弁体
    （23）を有し、この弁体（23）が中空体に形成された差
    圧ピストンであり、かつこの弁体（23）がろう付け係留
    部（24、25）によってその閉鎖位置に気密に保持されて
    おり、原子炉内部がろう付け係留部（24、25）に到達す
    る限界温度熱流に基づいてろう付け係留部（24、25）を
    溶融する上限温度に達すると、弁体（23）がその開放位
    置に移動できることを特徴とする原子炉圧力容器の過圧
    事故に対する安全装置。
  2. 【請求項２】圧力放出弁（22）がブロー容器に開口する
    ブロー配管（28）に接続されていることを特徴とする請
    求項１記載の安全装置。
  3. 【請求項３】ろう付け係留部（24）が弁体（23）のシー
    ル面（23.1）と圧力放出弁（22）の座面（29）との間に
    設けられていることを特徴とする請求項１記載の安全装
    置。
  4. 【請求項４】差圧ピストンにおいて、ろう付け係留部
    （25）がピストン円周面（23.2）と案内シリンダ（31）
    の内周面における案内面（30）との間に配置されている
    ことを特徴とする請求項３記載の安全装置。
  5. 【請求項５】案内シリンダ（31）が弁ハウジング（22
    0）の中に、案内シリンダ（31）の外周面と弁ハウジン
    グ（220）の内周面との間に溢流通路として環状通路（2
    7）が形成されるように心出し保持され、その環状通路
    （27）の中に案内シリンダ（31）を同心的に保持する案
    内羽根（32）が配置されて弁ハウジング（220）の壁に
    結合され、溢流通路（27）の入口開口断面が差圧ピスト
    ン（23）によってその通常位置において遮断され、その
    釈放位置において自由にされることを特徴とする請求項
    １または４記載の安全装置。
  6. 【請求項６】案内シリンダ（31）がピストンと反対側端
    に圧力放出開口（34）付きの底（33）を有していること
    を特徴とする請求項１、４、５の１つに記載の安全装
    置。
  7. 【請求項７】圧力放出弁（22）が原子炉圧力容器（１）
    の近くの主冷却材配管（10）の壁に設置されていること
    を特徴とする請求項１ないし６の１つに記載の安全装
    置。
  8. 【請求項８】圧力放出弁（22）が圧力容器（１）の壁に
    主冷却材配管接続短管（４、９）の高さでそれらの接続
    短管の間に設置されていることを特徴とする請求項１な
    いし６の１つに記載の安全装置。
  9. 【請求項９】圧力放出弁（22′）およびこれに接続され
    た配管が小さな横断面に寸法づけられ、圧力放出配管が
    別個のブロー弁（36）に対する制御配管（28′）として
    形成されていることを特徴とする請求項１ないし８の１
    つに記載の安全装置。
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DE4206661.1 1992-03-03
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