JP3564151B2

JP3564151B2 - 原子炉格納容器冷却系の注水装置

Info

Publication number: JP3564151B2
Application number: JP20527693A
Authority: JP
Inventors: 岡一芳片; 直奈良林; 町渉水; 卓佐久間; 入章夫塩; 畑広明田
Original assignee: Toshiba Corp; Japan Atomic Power Co Ltd
Current assignee: Toshiba Corp; Japan Atomic Power Co Ltd
Priority date: 1993-08-19
Filing date: 1993-08-19
Publication date: 2004-09-08
Anticipated expiration: 2019-09-08
Also published as: JPH0755978A

Description

【０００１】
【産業上の利用分野】
本発明は、原子炉格納容器冷却系の注水装置に係わり、特に静的格納容器冷却系の冷却水プールで発生した蒸気を駆動源とする蒸気インジェクタを用いた注水装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】
静的格納容器冷却系を用いた原子力プラントの原子炉格納容器は、例えば図１４に示されるような構成のものが知られている。すなわち、図中、符号１は原子炉格納容器であり、この原子炉格納容器１の内部には、原子炉燃料である燃料集合体からなる炉心２を含む原子炉圧力容器３、サプレッションチェンバ４、および重力落下式の炉心注水系プール５等が設置され、上部には、図１５ないし図１７に示すように、静的格納容器冷却系の熱交換器６が浸されている冷却水プール７や使用済み燃料プール８が設置されている。
【０００３】
前記冷却水プール７は、図１７に斜線で示すように、互いに連通している多数の水槽からなり、そのうちのいくつかには、熱交換器６や隔離時復水器９が設置されている。
【０００４】
静的格納容器冷却系は、冷却材喪失事故等が発生した場合、プラント運転員の操作やディーゼル発電機等の動的機器なしで原子炉格納容器１を冷却する安全系で、従来の設計では、事故発生後３日間は原子炉格納容器１の冷却を維持することができるようになっている。なお、その期間は、原子炉運転員の操作を全く必要としないウォークアウェイ期間あるいはグレースペリオドと呼ばれている。
【０００５】
静的格納容器冷却系は、図１４に示すように、冷却材喪失事故等により原子炉圧力容器３から原子炉格納容器１内に放出された蒸気を、冷却水プール７に浸されている熱交換器６で凝縮させ、凝縮水は、重力により炉心注水系プール５等に流れ込むように構成されている。したがって、冷却水プール７および熱交換器６は、炉心注水系プール５よりも上方に設置されている。また、冷却水プール水は、熱交換器６で凝縮される蒸気との熱交換によりやがて蒸発し、蒸気排出管１０を通して大気に放出され、冷却水プールの水位が次第に減少していくことになる。このため、冷却水プール容積は、設定されたウォークアウェイ期間中、充分な熱交換が行われるように決定される。したがって、冷却水プール容積は、例えば、１００万ｋＷ級の沸騰水型原子力プラントの場合、図１７に斜線を施して示す部分の総面積は約８００ｍ^２で、図１８に示すように水深７．０ｍとすると約５６００ｍ^３と極めて大きく、図１６および図１７に示すように、原子炉建屋上部の原子炉圧力容器３周りの空間の大部分を占めている。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】
ところで、前述のような静的格納容器冷却系を用いている従来の原子力プラントの原子炉建屋においては、冷却水プール容積が大きいため、原子炉建屋上部の重量が重く、コスト上および耐震設計上極めて不利となる。また、原子力プラントでは、法律で定められている定期検査があり、プラントの運転を停止した状態で、原子炉圧力容器３内から原子燃料を取出して新しいものと交換するとともに、取出した原子燃料は、原子炉格納容器１から出して使用済み燃料プール８に移動させなければならない。ところが従来の原子炉建屋においては、冷却水プール７が原子炉圧力容器３を囲むように配置されているため、使用済み燃料プール８を、原子炉圧力容器３上部から遠く離れた位置に設置せざるを得ず、原子燃料の交換作業に多くの人手と時間とを要し、定期検査日数が先行プラントの約１．５倍にも長くなり、結果として、原子力プラントを停止させる時間が長くなり、原子力プラントの保守性および稼動率の点で不利となる。
【０００７】
また、従来の冷却水プール７の水は、冷却材喪失事故時等に、熱交換器６によって加熱されて沸騰蒸発し、蒸発した蒸気は蒸気排出管１０を通して大気放出されるため、図１９に示すように、事故後３日ないし４日で冷却水プール７の水位が下限水位である３．３ｍまで到達してしまう。この下限水位以下では、図１８に示すように、熱交換器６の伝熱管が露出してしまうため、格納容器冷却能力が低下する。
【０００８】
ところで、熱交換器６の伝熱管は、原子炉格納容器１の圧力バウンダリおよび放射能バウンダリを構成しており、高い信頼性が要求される。そして、万一伝熱管に亀裂が生じた場合には、複数基の熱交換器６のうちの当該基を、隔離弁で隔離する等の操作が必要となる。この操作をグレースペリオド中に運転員に要求することは、静的格納容器冷却系の設計思想である「グレースペリオド中に運転員に一切の操作を要求せず人に優しいプラント」に反し、伝熱管のリーク対策も必要となる。
【０００９】
本発明は、このような点を考慮してなされたもので、冷却水プールの水位を長期に亘って一定以上に維持してグレースペリオドを延ばすことができ、また原子炉建屋上部に冷却水プールを設置するタイプの静的格納容器冷却系においては、冷却水プールの容積を縮小して耐震性を向上させることができるとともに、使用済み燃料プールを原子炉圧力容器上部の近くに設置してプラントの停止期間を短くすることができる原子炉格納容器冷却系の注水装置を提供するにある。
【００１０】
本発明の他の目的は、熱交換器の伝熱管にリークが発生した場合であっても、隔離弁の操作等を行うことなく放射能放散を防止することができる原子炉格納容器冷却系の注水装置を提供するにある。
【００１１】
本発明のさらに他の目的は、装置設置位置の余裕を大きくすることができる原子炉格納容器冷却系の注水装置を提供するにある。
【００１２】
【課題を解決するための手段】
前記目的を達成するため、本願の請求項１に係る発明は、静的格納容器冷却系を用いる原子炉格納容器冷却系において、蒸気源として用いられる静的格納容器冷却系熱交換器で加熱沸騰される冷却水プールと、この冷却水プールから発生する蒸気が供給される蒸気インジェクタと、原子炉格納容器外に設置され初期水位が蒸気インジェクタよりも上方に設定されているとともに前記蒸気インジェクタの水吸引側に接続された水源と、前記蒸気インジェクタの吐出側に接続され蒸気インジェクタにより吸引された前記水源からの水を前記冷却水プールに注入する注入ラインと、を具備することを特徴とする。
【００１３】
また、本願の請求項２に係る発明は、静的格納容器冷却系を用いる原子炉格納容器冷却系において、蒸気源として用いられる静的格納容器冷却系熱交換器で加熱沸騰される密閉型の冷却水プールと、この冷却水プールから発生する蒸気が供給される蒸気インジェクタと、前記蒸気インジェクタの吐出側と水吸引側とを冷却器を介して接続する循環ラインと、前記循環ラインの前記冷却器出口側位置と前記冷却水プールとを逆止弁を介して接続する注水ラインとを備え、前記冷却器は海水、河川水または湖水により冷却されることを特徴とする。
【００１４】
さらに、本発明の請求項３に係る発明は、冷却水プールに加圧用逃がし弁を設置し、冷却水プールを加圧型としたことを特徴とする。
さらに、本発明の請求項４に係る発明は、複数台の蒸気インジェクタが並列に接続され、その蒸気インジェクタの作動する台数が冷却水プールの水位に応じて切り替えられることを特徴とする。
【００１５】
【作用】
本発明の請求項１に係る発明においては、冷却水プールの補給水源が原子炉格納容器外に設置され、この水源からの冷却水の補給は、冷却水プールで発生した蒸気を駆動源とする蒸気インジェクタによってなされる。このため、運転員の操作や動的機器を要することなく冷却水を安定補給でき、グレースペリオドを延ばすことが可能となる。また、冷却水プールを原子炉建屋上部に設置するタイプの静的格納容器冷却系においては、原子炉建屋上部の重量が軽くなって耐震性を向上させることが可能となり、また冷却水プールの縮小化により使用済み燃料プールを原子炉圧力容器上部の近くに設置でき、プラントの停止期間を短くすることが可能となる。
【００１６】
また、本発明の請求項２に係る発明においては、蒸気インジェクタと熱交換器とが循環ラインで接続されるとともに、冷却水プールが密閉型となっているため、装置全体が閉ループとなっている。このため、万一熱交換器の伝熱管にリークが発生した場合であっても、隔離弁の操作等を要することなく、大気への放射能の放散を防止することが可能となる。
【００１７】
さらに、本発明の請求項３に係る発明においては、冷却水プールが加圧型となっている。このため、冷却水プールで発生する蒸気圧および蒸気インジェクタの吐出圧が高まって装置の揚程が上昇し、レイアウト設計上の自由度を向上させることが可能となる。
【００１８】
【実施例】
以下、本発明を図面を参照して説明する。なお、前記従来の技術と同一構成部分については同一符号を付し、重複を避けるためその詳細な説明は省略する。
【００１９】
図１は、本発明の第１実施例に係る原子炉格納容器冷却系の注水装置を示すもので、図中、符号１１は冷却水プールを蒸気源とする蒸気インジェクタであり、冷却水プール７で発生した蒸気は、ミストセパレータ１２および蒸気供給管１３を介して蒸気インジェクタ１１の蒸気供給口に導かれるようになっている。
【００２０】
蒸気供給管１３には、蒸気供給弁１４が設けられており、この蒸気供給弁１４の入側には、冷却水プール７からの蒸気を導くベント管１５、空気の逆流を防止するベント逆止弁１６および温度検出器１７がそれぞれ接続されている。そして、前記ベント管１５により蒸気供給管１３内の空気がベントされて蒸気が流入し、その温度上昇を温度検出器１７が探知することにより、温度検出器１７から蒸気インジェクタ１１の起動信号が出力されて、後述する水供給弁２１が開となるようになっている。
【００２１】
原子炉格納容器１の外部には、冷却水プール７に注水するための水源１８が設置されており、この水源１８は、ストレーナ１９および水供給管２０を介して蒸気インジェクタ１１の水供給口に接続され、水供給管２０には、水供給弁２１および圧力検知器２２が設けられている。そして、圧力検知器２２からの圧力高信号により、前記蒸気供給弁１４が開となるようになっている。なお、前記水源１８の初期水位は、蒸気インジェクタ１１よりも上方に設定され、この水源１８としては、原子力プラントに既設の純水タンクや複水貯蔵タンク等を共用することもできる。また、３０℃以下の冷水が得られれば、海水、河川水、湖沼等水等の使用も可能である。
【００２２】
蒸気インジェクタ１１にはまた、吐出逆止弁２３を有する注水管２４が、冷却水プール７との間に接続されており、また蒸気インジェクタ１１に接続された起動用ドレン管２５は、起動用ドレン逆止弁２６を介して起動用ドレン槽２７に接続されている。
【００２３】
なお、蒸気インジェクタ１１の水平方向の位置が地上にある場合には、図２に示すように、起動用ドレン槽２７を設けず、この起動用ドレン槽２７に代えて排水溝２８にドレンするようにしてもよく、これにより起動用ドレン槽２７を省略することができる。
【００２４】
ところで、蒸気インジェクタ１１の作動原理および原子力プラントへの適用例については、例えば文献「日本機械学会第６７期通常総会講演会、講演論文集」、Ｖｏｌ．Ｂ，ＮＯ．９００−１４，１９９０年、東京や、特開平２−２５３１９５号公報、特開平２−２５３１９６号公報あるいは特開平３−７５５９３号公報に示されているので、ここでは詳細な説明は省略し、以下図３を参照して簡単に説明する。
【００２５】
図３は、例えば米国特許第４６７３３３５号公報に示されている米国ヘリオス社製の「ＨｅｌｉｏＰＡＣ」または「ＨｅｌｉｏＪＥＴ」（いずれも商品名）を示すもので、この蒸気インジェクタ１１は、水吸引口３２が接続されたケーシング３１を備えており、このケーシング３１には、蒸気供給口３３および混合ノズル３４が設けられ、混合ノズル３４の出口側には、昇圧用のディフューザ３５が接続されている。そして水吸引口３２から水を供給した状態で、蒸気供給口３３から蒸気が供給されると、蒸気が凝縮されながら混合ノズル３４に流入し、水噴流を蒸気の超音速流で加速できるようになっている。
【００２６】
なお、図１および図２において、符号２９は、蒸気排出管１０を介しミストセパレータ１２に接続された蒸気排気搭である。
【００２７】
次に、本実施例の作用について説明する。
【００２８】
原子力プラントで冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）等が発生すると、静的格納容器冷却系が自動的に作動し、その熱交換器６において原子炉格納容器１内の蒸気が冷却水プール７との熱交換によって凝縮し、原子炉格納容器１内の圧力や温度の上昇が抑えられる。一方で、冷却水プール７の水は、熱交換器６との熱交換で温度上昇し、やがて蒸発する。
【００２９】
発生した蒸気は、蒸気供給管１３を通ってベント管１５から放出されるが、温度検出器１７がこの温度を検知すると、温度検出器１７から出力される起動信号により水供給弁２１が開となり、水源１８の水が蒸気インジェクタ１１に供給される。
【００３０】
蒸気インジェクタ１１に流入した水は、起動用ドレン管２５、逆止弁２６を介して、図１に示す起動用ドレン槽２７あるいは図２に示す排水溝２８に放出される。これにより、蒸気インジェクタ１１内の水圧が上昇するので、この圧力上昇が圧力検知器２２で検知され、圧力検知器２２から出力される圧力高信号により、蒸気供給弁１４が開となって蒸気インジェクタ１１が起動される。また排水溝２８の方が起動用ドレン槽２７に比べ設置スペースが少なくてすむという利点がある。
【００３１】
蒸気インジェクタ１１が起動すると、その吐出圧の上昇による吐出逆止弁２３が開となり、水源１８からの水が注水管２４を介して冷却水プール７に注水される。蒸気インジェクタ１１の起動後は、蒸気インジェクタ１１内部で発生する負圧のため、起動用ドレン逆止弁２６が閉となる。
【００３２】
なお、前記実施例においては、温度検出器１７および圧力検知器２２による温度および圧力の検出により蒸気インジェクタ１１を起動する場合について説明したが、冷却水プール７の水が沸騰・蒸発すれば、冷却水プール７の水位が低下し始めるので、この水位低信号を用いて蒸気インジェクタ１１を起動するようにしてもよい。
【００３３】
図４は、静的格納容器冷却系を援用した１００万ＫＷ級原子力プラントにおいて、冷却水プール７から発生する蒸気流量と冷却材喪失事故後の経過回数との関係を示したものである。
【００３４】
図４からも明らかなように、冷却材喪失事故後、日数が経過するにつれて蒸気流量は次第に減少し、やがては初日の１／３〜１／４まで低下する。このため、原子炉格納容器冷却系の注水装置による注水流量は、この蒸気流量の減少に合わせて次第に減少させる必要がある。
【００３５】
図５は、このような点を考慮してなされた本発明の第２実施例を示すもので、複数台の蒸気インジェクタ１１を並列に接続し、その作動台数を、冷却水プール７の水位に応じて切換えるようにしたものである。
【００３６】
すなわち、この方式は、図６に示すように、冷却水プール７の水位が上限に近付いたら蒸気インジェクタ１１の作動台数を１台ずつ減少させ、逆に下限に近付いたら蒸気インジェクタ１１の作動台数を１台ずつ増加させるようにするものである。
【００３７】
例えは、蒸気インジェクタ１１が１号機からＮ号機まである場合、１号機は水位Ｌ１で起動、水位Ｈ１で停止となり、また２号機は水位Ｌ２で起動、水位Ｈ２で停止となり、また３号機は水位Ｌ３で起動、水位Ｈ３で停止となり、さらにＮ号機は水位ＬＮで起動、ＨＮで停止となる。
【００３８】
このように、起動・停止の信号を異なる水位レベルに設定することにより、万一起動しない蒸気インジェクタ１１が存在したとしても、水位がさらに低下すると、必ず次の水位レベルが他の蒸気インジェクタ１１が自動起動するので、作動台数を運転員が常に把握する必要がなくなる。
【００３９】
図７は、前記作動台数切換方式を３台の蒸気インジェクタ１１を用いてシステム構成した具体例を示すもので、図中、符号４１は起動信号発生回路であり、この起動信号発生回路４１は、入力される水位信号４２に基づき、各蒸気インジェクタ１１の起動・停止に対応する起動信号４３が出力するようになっている。
【００４０】
図８は、図７のシステムにおいて、冷却水プール７容積を従来の約２５％に大幅削減した場合の、冷却材喪失事故後のプール水位変動を解析した結果を示すものである。
【００４１】
従来の静的格納容器冷却系では、事故後グレースペリオドである３〜４日でプール水位が熱交換器６の伝熱管の頂部まで低下し、それ以後除熱特性が低下することになるが、図７のシステムにおいては、図８からも明らかなように、事故後１５日経過しても未だ充分な水位が維持されることが判る。熱交換器６の伝熱管が露出しない水位が維持されれば、熱交換器６は沸騰熱伝達による充分な伝熱面積が確保されるので、伝熱性能が維持される。
【００４２】
すなわち、原子炉建屋上部に設置される冷却水プール７の容積を従来の２５％に減少させても、充分な水位と格納容器除熱特性を確保することができる。
【００４３】
次に、前記解析の条件である冷却水プール７の底面積２５％の根拠について説明する。従来の冷却水プール７は、お互いに連通している複数の水槽に分かれており、そのうちいくつかに熱交換器６が設置され、その他には熱交換器６は設置されていない。そして、熱交換器６の設置に必要な冷却水プール７の底面積は、全体のわずか２５％である。したがって、前記解析では、この２５％を用いているのである。
【００４４】
図９は、斜線で示す冷却水プール７の底面積を２５％に削減した例を示すもので、この例では、図１７に示す従来のものに比較して６００ｍ^２もの床面積の余裕が生まれ、この余裕により、原子炉圧力容器３に隣接して使用済み燃料プール８を設置することが可能となる。この原子炉建屋の合理化により、原子炉建屋上部の重量が大幅に削減でき、耐震性を向上させることができるとともに、原子炉建屋の大幅なコストダウンが達成できる。
【００４５】
また、原子炉運転後の定期検査においても、定期検査期間を以下のように大幅に短縮できる。すなわち、従来の静的格納容器冷却系を用いた原子力プラントにおいては、燃料集合体が１１３２体あり、炉心２から全燃料取出しに要する時間は約７０日と見積られている。一方で、例えば燃料集合体数７５６の現行のＢＷＲの場合、全燃料取出しに要する時間は約２０日間である。したがって、本発明の注水装置を用いた場合は、燃料集合体数の増加を考慮しても約３０日間で全燃料取出しが可能となり、約４０日の工程短縮が可能となる。この結果、原子力プラントの運転を停止して行なう定期検査等で必要な工期を大幅に短縮でき、原子力プラントの保守性および稼働率を向上させることができる。
【００４６】
図１０は、本発明の第３実施例を示すもので、前記第１実施例における蒸気排出管１０に冷却水プール加圧用逃し弁５１を設置し、冷却水プール７を加圧型としたものである。そしてこれにより、冷却水プール７から発生する蒸気の圧力を約０．５ＭＰａ程度上昇させ、蒸気インジェクタ１１への供給蒸気圧力を高めることが可能となり、蒸気インジェクタの吐出圧を水頭換算で５０ｍ以上とすることができる。すなわち、蒸気インジェクタ１１は、蒸気インジェクタ１１の設置位置から５０ｍ以上上方に位置する冷却水プール７に注水することが可能となる。このため、電力出力１００万ＫＷ（１０００ＭＷｅ）を超える大型プラントに適用する際に有効である。
【００４７】
図１１は、本発明の第４実施例を示すもので、前記第１実施例における水源１８に代え、海水６１で冷却される海水冷却器６２を用いて蒸気インジェクタ１１を自己再循環型とし、かつ冷却水プール７を密閉型としたものである。
【００４８】
すなわち、蒸気インジェクタ１１の吐出側および水吸引口は、循環ライン６３を介して海水冷却器６２と接続されており、循環ライン６３の海水冷却器６２出側位置には、吐出水逃し弁６４を介し注水管２４が接続されている。そして、海水冷却器６２で冷却された蒸気インジェクタ１１の吐出水は、再び蒸気インジェクタ１１の水吸引口に再注入されるとともに、一部は、吐出水逃し弁６４を介して冷却水プール７に注水されるようになっている。
【００４９】
これは、蒸気インジェクタ１１の自己再循環機能を用いたもので、大気圧近傍の蒸気と水とを供給して起動し、圧力増幅された吐出水を冷却後、再び蒸気インジェクタ１１の入口に戻すことにより、高い吐出圧力を得ることができる。冷却水プール７で発生した蒸気は、蒸気インジェクタ１１により全量凝縮され、吐出水逃し弁６４により、増加した凝縮水に相当する水が冷却水プール７に戻ることになる。
【００５０】
なお、海水冷却器６２の冷却水である海水６１は、貝類や海藻等の海生物の付着を防止するため、導水弁６５により事故時のみ導入され、海水冷却器６２を水没させるようになっている。また、冷却水プール７で発生した蒸気中に含まれる水滴は、ミストセパレータ１２により除去されて再び冷却水プール７に落下するようになっている。さらに、冷却水プール７内には、水供給管２０の万一の破断に対するためにプール仕切板６６が設置され、このプール仕切板６６の堰効果により、冷却水プール７内の水が不用意に流出するのを防止している。
【００５１】
このように、冷却水プール７で発生した蒸気がすべて凝縮されて冷却水プール７に還元されるため、静的格納容器冷却系の二次側の系統も大気と完全に隔離された閉ループとなる。このため、冷却材喪失時に原子炉圧力容器３から原子炉格納容器１内に放出される可能性のある放射性物質が、熱交換器６に生じた亀裂等を通じて万一冷却水プール７にリークしたような場合であっても、静的格納容器冷却系の注水装置の循環水内にトラップされるため、大気に放出される可能性はほとんどなく、原子力プラントの安全性をより一層向上させることができる。なお、海水冷却器６２には、海水６１に代えて河川水や湖沼水等を用いてもよい。
【００５２】
図１２は、本発明の第５実施例を示すもので、格納容器外壁を構成する金属製のウォータウォール７１の外表面を、冷却水プール７の水で直接冷却する方式の静的格納容器冷却系に適用したものであり、この場合にも、熱交換器６を用いる場合と同様の効果が期待できる。
【００５３】
図１３は、本発明の第６実施例を示すもので、冷却水プール７からのスプレイ水により格納容器金属壁外表面を冷却する方式に適用したものであり、この場合にも、熱交換器６を用いる場合と同様の効果が期待できる。なお、図１３中、符号８１は蒸気発生器である。
【００５４】
【発明の効果】
以上説明したように、本発明の請求項１に係る発明は、冷却水プールの補給水源を原子炉格納容器外に設置し、この水源からの冷却水を蒸気インジェクタを用いて補給するようにしているので、冷却水を安定して補給でき、グレースペリオドを延ばすことができる。また、冷却水プールを原子炉建屋上部に設置するタイプの静的格納容器冷却系においては、原子炉建屋上部の重量が軽くなって耐震性を向上させることができ、また冷却水プールの縮小化により使用済み燃料プールを原子炉圧力容器上部の近くに設置でき、プラント停止期間を大幅に短くすることができる。
【００５５】
また、本発明の請求項２に係る発明は、装置全体が閉ループとなっているので、万一熱交換器の伝熱管にリークが発生した場合であっても、隔離弁の操作等を要することなく、大気への放射能の放散を防止することができる。
【００５６】
さらに、本発明の請求項３に係る発明は、冷却水プールが加圧型となっているので、冷却水プールで発生する蒸気圧力および蒸気インジェクタの吐出圧を高めて装置の揚程を上昇させ、レイアウト設計上の自由度を向上させることができる。さらに、本発明の請求項４に係わる発明は、複数台の蒸気インジェクタが並列に接続され、その蒸気インジェクタの作動する台数が冷却水プールの水位に応じて切り替えられるようになっているので、冷却水プール内に設置された静的格納容器冷却系の熱交換器の伝熱管が露出しない水位を自動的に維持することができ、熱交換効率の維持と伝熱管の破損事故を予防することができるという効果を奏する。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の第１実施例に係る原子炉格納容器冷却系の注水装置を示す構成図。
【図２】蒸気インジェクタを地上に配置した場合のシステム構成を示す図１相当図。
【図３】蒸気インジェクタの一例を示す断面図。
【図４】冷却材喪失事故後の冷却水プールからの発生蒸気流量の経時変化を示すグラフ。
【図５】本発明の第２実施例を示す系統図。
【図６】冷却水プールの水位変化に応じて蒸気インジェクタを起動・停止させるための水位信号を示す説明図。
【図７】蒸気インジェクタを３台設置した場合のシステム構成を示す系統図。
【図８】図７の装置の効果を示すグラフ。
【図９】冷却水プールの底面積を２５％に削減した場合の配置を示す原子炉建屋平面図。
【図１０】本発明の第３実施例を示す構成図。
【図１１】本発明の第４実施例を示す構成図。
【図１２】本発明の第５実施例を示す構成図。
【図１３】本発明の第６実施例を示す構成図。
【図１４】従来の静的格納容器冷却系を示す構成図。
【図１５】図１４の冷却水プール部分の拡大図。
【図１６】従来の静的格納容器冷却系を用いた原子力プラントを示す原子炉建屋断面図。
【図１７】図１６の平断面図。
【図１８】従来の静的格納容器冷却系の総底面積と水位とから決まる総水量を示す説明図。
【図１９】従来の静的格納容器冷却系の冷却材喪失事故後の冷却水プール水位の経時変化を示すグラフ。
【符号の説明】
１原子炉格納容器
３原子炉圧力容器
６熱交換器
７冷却水プール
８使用済み燃料プール
１１蒸気インジェクタ
１３蒸気供給管
１８水源
２３吐出逆止弁
２４注水管
６２海水冷却器
６３循環ライン
６４吐出水逃し弁

Claims

静的格納容器冷却系を用いる原子炉格納容器冷却系において、蒸気源として用いられる静的格納容器冷却系熱交換器で加熱沸騰される冷却水プールと、この冷却水プールから発生する蒸気が供給される蒸気インジェクタと、原子炉格納容器外に設置され初期水位が蒸気インジェクタよりも上方に設定されているとともに前記蒸気インジェクタの水吸引側に接続された水源と、前記蒸気インジェクタの吐出側に接続され蒸気インジェクタにより吸引された前記水源からの水を前記冷却水プールに注入する注入ラインと、を具備することを特徴とする原子炉格納容器冷却系の注水装置。
静的格納容器冷却系を用いる原子炉格納容器冷却系において、蒸気源として用いられる静的格納容器冷却系熱交換器で加熱沸騰される密閉型の冷却水プールと、この冷却水プールから発生する蒸気が供給される蒸気インジェクタと、前記蒸気インジェクタの吐出側と水吸引側とを冷却器を介して接続する循環ラインと、前記循環ラインの前記冷却器出口側位置と前記冷却水プールとを逆止弁を介して接続する注水ラインとを備え、前記冷却器は海水、河川水または湖水により冷却されることを特徴とする原子炉格納容器冷却系の注水装置。
冷却水プールに加圧用逃がし弁を設置し、冷却水プールを加圧型としたことを特徴とする請求項１または２記載の原子炉格納容器冷却系の注水装置。
複数台の蒸気インジェクタが並列に接続され、その蒸気インジェクタの作動する台数が冷却水プールの水位に応じて切り替えられることを特徴とする請求項１または２記載の原子炉格納容器冷却系の注水装置。