JP3581021B2 - 原子炉除熱系 - Google Patents
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Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子炉異常時に作動する原子炉の冷却系に係り、特に最終的な除熱経路を大気とする原子炉除熱系に関する。
【０００２】
【従来の技術】
原子炉除熱系を対象とした従来技術としては、特開平６−２２２１８２号公報の「静的格納容器冷却系」に開示の技術、特開平７−７２２８０ 号公報の「原子炉格納容器冷却系」に開示の技術及び特開平８−２０１５５９号公報の「原子炉格納容器の冷却装置」に開示の技術が見受けられる。
【０００３】
特開平６−２２２１８２号公報に開示の技術は、静的格納容器除熱系の熱交換器の性能向上に係わる技術で、熱交換器の性能向上が図れるものの、格納容器の上部に熱交換器を格納した静的格納容器除熱プール、重力落下式冷却系プール及びサプレッションチェンバが設置されるため、耐震設計上高度な技術が要求される。
【０００４】
また、特開平７−７２２８０ 号公報に開示の技術は、大熱容量材を用いることで格納容器の熱容量を増加させているため、除熱性能の向上が見られるものの、特開平６−２２２１８２号公報に開示の技術と同様の設備構成であるため、耐震設計上高度な技術が要求される。
【０００５】
さらに、特開平８−２０１５５９号公報に開示の技術は、静的格納容器冷却プールの位置を低くすることで、耐震設計上の支障を取り除くことに着目した技術である。ここでは、従来技術として特開平８−２０１５５９号公報に開示の技術の例を図８を用いて説明する。
【０００６】
原子炉格納容器冷却系は、原子炉圧力容器１を格納した原子炉格納容器２、サプレッションプール液相部５ｂを水源とした炉心冷却ポンプ８１、サプレッションプール液相部５ｂの周囲に熱交換器８２を収容した冷却水プール８３、ドライウェル３と熱交換器８２を接続した蒸気供給管８４、排気管８５及び凝縮水戻り配管８６で構成されている。また、熱交換器８２は、サプレッションプール気相部４をもつサプレッションプール水面５ａより上方に設置されている。
【０００７】
例えば、原子炉格納容器２内において異常な事象が発生した場合は、炉心冷却ポンプ８１の運転によりサプレッションプール液相部５ｂの水を原子炉圧力容器１に注入し、炉心冷却を行う。また、冷却水プール８３内の熱交換器８２によりドライウェル３の蒸気を吸引し冷却して凝縮させた上で重力によりサプレッションプール液相部５ｂに流下し、サプレッションプール水を冷却し、原子炉圧力容器１と原子炉格納容器２の冷却を行うことができる。
【０００８】
さらに、冷却水プール８３が低位置に設置されることから原子炉格納容器２の重心が低くなり、耐震性が向上すると共に、原子炉圧力容器１の上部に燃料プールを設けるなど、プラントレイアウトが適切に行える。
【０００９】
しかし、本従来の技術は、冷却水プール８３を原子炉格納容器２の周囲に配置するため、原子炉格納容器２の周囲に関するプラントレイアウトが困難となり、設備コストが過大となっていた。また、冷却水プール８３を低位置に設置することで耐震性が向上されているものの、サプレッションプール水面５ａ以上に冷却水プール８３を配置する必要があるため、依然耐震設計上の支障は残っていた。
【００１０】
また、本従来の技術では、冷却水プール８３の冷却水減少に対する対応方法が検討されていない。そのため、冷却水プール８３の冷却水補給設備を含めた静的格納容器除熱系の概念が明確になっていなかった。
【００１１】
さらに、本従来の技術では、全交流電源喪失のような事象が発生した場合に、炉心冷却ポンプが使用できなくなるため、原子炉へ長期的に注水を継続する方法が無かった。
【００１２】
【発明が解決しようとする課題】
特開平６−２２２１８２号公報及び特開平７−７２２８０ 号公報に開示の従来技術は、格納容器上部に静的格納容器除熱プールを設置することにより格納容器からの除熱を図るものであるが、静的格納容器除熱プール及び重力落下式冷却系プールを原子炉圧力容器及び原子炉格納容器の上方に設置する必要があり、耐震設計上支障となっていた。
【００１３】
また、特開平８−２０１５５９号公報に開示の従来技術は、冷却水プールを低い位置に設置することで耐震性能の向上を図っているが、依然耐震設計上の支障が残っている。また、耐震性能の向上を図るために、原子炉への注水を炉心冷却ポンプに頼ることとなり、全交流電源喪失事象では、長期的な原子炉への注水ができない問題点があった。
【００１４】
さらに、上記の従来の技術では、原子炉出力が大きくなるにしたがって、崩壊熱を除去するために必要となる冷却水プール及び静的格納容器除熱プールの容積も大きくなるため、設備コストの増加が生じる。
【００１５】
また、従来の原子炉除熱系では、最終的な除熱に際して原子炉除熱系のみならず補機冷却系を含めた機器の継続的な運転が不可欠で、高い信頼性や高度な保守・管理に加え、機器の故障を想定した多重性が要求されていた。
【００１６】
上記の従来の技術に対して、最終的な除熱経路として静的除熱格納容器除熱プールや補機冷却系を介した海水以外の経路を設けることにより、除熱経路の冗長性及び多様性を確保しつつ、静的格納容器除熱プールに要求される設備コストの増大及び耐震設計上の考慮及び補機冷却系が要求する高い信頼性や高度な保守・管理を大幅に軽減することが期待される。
【００１７】
上記問題点に鑑み、本発明の目的は、補機冷却系や残留熱除去ポンプの継続運転がなくとも崩壊熱除去が実施でき、かつ耐震性に優れた原子炉除熱系を提供することにある。
【００１８】
【課題を解決するための手段】
上記目的を達成するため、本発明による原子炉除熱系は、特許請求の範囲の各請求項に記載の特徴を有する。特に、独立項としての請求項１に係る発明の原子炉除熱系は、原子炉圧力容器内で発生する蒸気を、熱交換器を介して冷却・凝縮し、原子炉圧力容器に戻すことで崩壊熱を除去する原子炉除熱系において、前記原子炉圧力容器内の蒸気相部から前記熱交換器の一次側の上部に至る隔離弁付きライン及び前記熱交換器の一次側の下部から注入弁を介して前記原子炉圧力容器に至るラインで形成した循環ループと、該循環ループに配設した前記原子炉圧力容器の前記蒸気相部から抽出した蒸気を駆動源とするタービン駆動ポンプと、前記熱交換器の二次側から大気へ開放した隔離弁付き大気放出ラインと、前記熱交換器の二次側に至る補給水ラインと、前記原子炉圧力容器を収納する原子炉格納容器内に前記原子炉圧力容器より高い位置に設置したプールと、前記タービン駆動ポンプの出口から前記プールに至る隔離弁付きラインと、前記プールから前記原子炉圧力容器に至る隔離弁付きラインと、を備えたことを特徴とするものである。
【００１９】
【発明の実施の形態】
本発明の第１実施例について図１を用いて説明する。本発明の原子炉除熱系では、原子炉圧力容器１で発生した蒸気は、主蒸気隔離弁１１ａ、１１ｂを介して熱交換器６の上部に導かれる。熱交換器６の下部のライン３２は、タービン駆動ポンプ７ａを介して注入弁１５及び逆止弁１６に接続されている。
【００２０】
この時、ドライウェル３及びサプレッションプール気相部４から熱交換器６上部へ接続されるライン３３、３４の隔離弁１３、１４は閉状態にあり、原子炉圧力容器１の蒸気相部から熱交換器６の上部、熱交換器６の下部から原子炉圧力容器１の液相部への循環ループが形成される。
【００２１】
原子炉圧力容器１と接続する熱交換器６の一次側は、圧力調整弁２１により減圧されるものの、高圧条件となるために、熱交換器６の管側を対応させている。このようにする理由は、一次側を熱交換器６の胴側としても技術的な問題はないが、胴全体が高圧仕様となるために、製作コストが高くなるからである。
【００２２】
一方、熱交換器６の二次側には冷却水が内蔵されていると共に、その上部には大気開放弁１８を介して大気に開放するライン３５が設けられている。これらの構成により、原子炉圧力容器１で発生した蒸気は、熱交換器６の一次側から二次側の冷却水に熱を移行し、凝縮する。
【００２３】
熱交換器６の上部で凝縮した蒸気は、熱交換器６の下部から、原子炉圧力容器１からの蒸気供給ライン３８を介した蒸気を駆動源とするタービン駆動ポンプ７ａにより昇圧され原子炉圧力容器１に戻る。
【００２４】
ドライウェル３からの除熱を実施する場合は、原子炉圧力容器１及びサプレッションプール気相部４から熱交換器６上部へ接続されるそれぞれライン３１、３４の隔離弁１２、１４を閉状態に、ライン３３の隔離弁１３を開状態にし、ドライウェル３から熱交換器６の上部、熱交換器６の下部からライン３７を介し、注入弁１７を開状態にし、サプレッションプール液相部５ｂへの循環ループを形成する。但し、熱交換器６は、サプレッションプール水面５ａより高い位置に設ける。
【００２５】
上記の構成により、ドライウェル３の蒸気は、熱交換器６の一次側から二次側の冷却水に熱を移行し、凝縮する。熱交換器６の上部で凝縮した蒸気は、熱交換器６の下部から重力に従ってサプレッションプール液相部５ｂへ流入する。
【００２６】
サプレッションプール気相部４からの除熱を実施する場合は、原子炉圧力容器１及びドライウェル３から熱交換器６上部へ接続されるそれぞれライン３１、３３の隔離弁１２、１３を閉状態に、ライン３４の隔離弁１４を開状態にし、サプレッションプール気相部４から熱交換器６上部、熱交換器６の下部から、ライン３７を介し、注入弁１７を開状態にし、サプレッションプール液相部５ｂへの循環ループを形成する。
【００２７】
これらの構成により、サプレッションプール気相部４の蒸気は、熱交換器６の一次側から二次側の冷却水に熱を移行し、凝縮する。熱交換器６の上部で凝縮した蒸気は、熱交換器６の下部から重力に従ってサプレッションプール液相部５ｂへ流入する。
【００２８】
熱交換器６の二次側における冷却水は、一次側からの熱を得て蒸発し、大気開放弁１８を介して大気に開放される。この蒸発により熱交換器６二次側の冷却水が減少する場合は、補給水弁１９を開弁し、冷却水を供給する。また、熱交換器二次側の補給水ライン３６には、補給水タンク８が熱交換器６より高い位置に設けられ、補給水弁２０を開弁することにより重力により冷却水を補給することもできる。 但し、補給水タンク８は原子炉格納容器２とは別の領域に設置される。
【００２９】
原子炉圧力容器１へ注水しない場合は、注入弁１５を閉止し、隔離弁２５を開放することで、タービン駆動ポンプ７ａからプール９へ注水することができる。タービン駆動ポンプ７ａを使用していると、原子炉圧力容器１で発生する蒸気がいずれ喪失し、タービン駆動ポンプ７ａが使用できなくなる。
【００３０】
これに対して、プール９に蓄水された水は、隔離弁２４を開放することにより原子炉圧力容器１へ注水され、長期間に亘って原子炉圧力容器１への補給水が確保される。また、プール９の水源としては、熱交換器６で凝縮した水だけでなく、ライン３７の隔離弁２７を開放することにより補給水タンク８と、ライン４４の隔離弁２６を開放することによりサプレッションプール液相部５ｂと、が使用できる。
【００３１】
これによりタービン駆動ポンプ７ａの駆動源である原子炉圧力容器１で発生した蒸気が喪失した場合においても長期的な安全性が確保できる。これら熱交換器６の二次側への間欠的な補給水が得られれば、弁のラインアップだけで小電力での長期的な原子炉の冷却と崩壊熱の除去が確保できる。
【００３２】
本発明の第２実施例を図２を用いて説明する。熱交換器６一次側の循環ループと、サプレッションプール液相部５ｂからタービン駆動ポンプ７ａによるプール９への注水ラインは、図１と同様の構成であるため、説明を省略する。
【００３３】
図２は、図１に設けた熱交換器６の二次側への補給水タンク８からの補給水ライン３６にタービン駆動ポンプ７ｂを、該タービン駆動ポンプ７ｂに原子炉圧力容器１からの蒸気供給ライン３９を設けている。これにより、補給水タンク８の補給水をタービン駆動ポンプ７ｂにより昇圧し、熱交換器６の二次側へ補給することができる。
【００３４】
また、タービン駆動ポンプ７ｂからプール９へ接続されたライン４６により、熱交換器６の二次側へ水を補給しない場合に隔離弁２８を開放し、隔離弁８７を閉止することにより、補給水タンク８からプール９へ注水することができ、原子炉圧力容器１への注水のための水源を確保することができる。この構成により、補給水タンク８の配置を制限することなく、弁のラインアップだけで、小電力での長期的な原子炉の冷却と崩壊熱除去が確保される。
【００３５】
本発明の第３実施例を、図３を用いて説明する。熱交換器６一次側の循環ループとサプレッションプール液相部５ｂからタービン駆動ポンプ７ａによるプール９への注水ラインは、図１と同様の構成であるため、説明を省略する。
【００３６】
図３は、図１に設けた熱交換器６の二次側への補給水ライン３６からタービン駆動ポンプ７ａへのライン４０及び隔離弁８８と、タービン駆動ポンプ７ａの下流から熱交換器６の二次側への補給水ライン３６へ接続する隔離弁２３付きライン４１と、補給水ライン３６に隔離弁２２と、を設けている。
【００３７】
これにより、補給水タンク８の補給水をタービン駆動ポンプ７ａで昇圧し、ライン４１を介して熱交換器６の二次側へ補給することができる。この構成により、ポンプの数を低減することができ、弁のラインアップだけで小電力での崩壊熱の除去が確保できる。
【００３８】
なお、本発明の弁には、次のようなインターロックが設けられていることが望ましい。
【００３９】
（１） 隔離弁１２の開弁時には、サプレッションプール戻りライン３７の注入弁１７、ドライウェル３から熱交換器６上部へ接続されるライン３３の隔離弁１３、サプレッションプール気相部４から熱交換器６上部へ接続されるライン３４の隔離弁１４が閉弁のこと。
【００４０】
（２） 隔離弁１３の開弁時には、隔離弁１２、サプレッションプール気相部４から熱交換器６上部へ接続されるライン３４の隔離弁１４が閉弁のこと。
【００４１】
（３） 隔離弁１４の開弁時には、隔離弁１２、ドライウェル３から熱交換器６上部へ接続されるライン３３の隔離弁１３が閉弁のこと。
【００４２】
（４） 隔離弁１５の開弁時には、タービン駆動ポンプ７ａからプール９へ接続されるライン４３の隔離弁２５が閉弁のこと。
【００４３】
（５） 隔離弁８７の開弁時には、タービン駆動ポンプ７ｂからプール９へ接続されるライン４６の隔離弁２８が閉弁のこと。
【００４４】
本発明の制御ロジックの一例を、図４を用いて説明する。図４は、ドライウェル圧力高信号（Ｄ／Ｗ圧高と略記している）５０、原子炉水位高信号５１、サプレッションプール圧力高信号（Ｓ／Ｃ圧高と略記している）５２、ドライウェル圧力からサプレッションプール圧力を引いた差圧正信号５３、スイッチ５４と、ドライウェル３から熱交換器６を介してサプレッションプール液相部５ｂへの循環ループの形成許可信号５５と、サプレッションプール４から熱交換器６を介してサプレッションプール液相部５ｂへの循環ループの形成許可信号５６で構成される。
【００４５】
原子炉圧力容器１から熱交換器６を介して原子炉圧力容器１への循環ループ形成中に、原子炉水位高５１が発生し、かつドライウェル圧力高信号５０が発生した場合は、スイッチ５４の信号が発生すれば循環ループの形成許可信号５５が成立する。
【００４６】
また、原子炉圧力容器１から熱交換器６を介して原子炉圧力容器１への循環ループ形成中に、原子炉水位高５１が発生し、かつサプレッションプール圧力高信号５２が発生した場合は、スイッチ５４の信号が発生すれば循環ループの形成許可信号５６が成立する。
【００４７】
但し、ドライウェル圧力高信号５０、原子炉水位高信号５１、サプレッションプール圧力高信号５２及びスイッチ５４が全て発生した場合は、差圧正信号５３が発生していれば循環ループの形成許可信号５５が成立するが、差圧正信号５３が発生していない場合は、循環ループの形成許可信号５６が成立する。この構成により、最も除熱をすることが好ましい領域からの循環ループが形成される。
【００４８】
図５は、Ｕ字管形熱交換器の横置き例で、第１実施例に適用した熱交換器６の二次側水位制御系の構成例を示す。制御系は、熱交換器６胴部の水位を測定する水位計７０と該水位計の信号７１、任意の水位設定信号７２、補給水弁１９、２０の制御信号７３及び隔離弁の開閉を設定する制御系７４とで構成される。
【００４９】
熱交換器６の二次側水位制御系７４の制御ロジックを、図６を用いて説明する。制御ロジックは、熱交換器６の二次側水位高信号５７、所定の水位設定値以上であることを示す信号５８、熱交換器６の二次側水位低信号５９と、熱交換器６の二次側への補給停止要求信号６０及び熱交換器６の二次側への補給開始要求信号６１で構成されている。
【００５０】
熱交換器６の二次側水位高信号５７が発生し、かつ水位設定値以上であることを示す信号５８が成立した場合は、熱交換器６の二次側への補給停止要求信号が発生する。また、水位設定値以上であることを示す信号５８が発生せず、かつ熱交換器６の二次側水位低信号５９が成立した場合は、熱交換器６への補給開始要求信号が発生する。このように熱交換器６の二次側の水位を制御することにより継続的に除熱をすることができる。
【００５１】
図７に、上記の制御ロジックの制御特性の一例を示す。熱交換器６の二次側の水位は、熱交換器６の管束上端まで上昇しているときが、基も熱交換量が大きくなる。また、熱交換器６の管束下端以下の水位では、顕著な熱交換は期待できない。さらに、熱交換器６の二次側の過大な水位上昇は、冷却水の熱交換器６外への流出を伴い、好ましくない。
【００５２】
これらのことから、熱交換器６の二次側の水位変化範囲は、水位の制御信号の増加に対して、熱交換器６の管束上端から熱交換器６の上端までの間で上限を保つように設定する。また、水位の制御信号の減少に対しては、熱交換器６の管束下端から熱交換器６の下端までの間で下限を保つよう設定する。
【００５３】
熱交換器６の一次側は、原子炉圧力容器１、ドライウェル３、サプレッションプール気相部４から供給される蒸気相と、その下部に凝縮した液相が存在する。また、二次側は、上部に蒸発蒸気相、下部に冷却水相が存在する。
【００５４】
このために、熱交換器６二次側の水位を上昇させると、一次側蒸気と二次側冷却水の熱交換量が増加し、除熱量を増加することができる。このように熱交換器６二次側の水位を制御することにより除熱量を制御することができる。
【００５５】
【発明の効果】
本発明によれば、最終除熱経路として、従来の海水に加えて、大気への放熱が期待できる。これによりプラントのトラブル時における対応手段が増大し、プラントの安全性の向上が期待できる。また、補機冷却系への依存度が低くなるために、従来の補機冷却系に要求されていた高い信頼性と高度な保守・管理が軽減でき、建設や管理のコストを低減することができる。
【００５６】
また、プラントの上部に隣接した冷却プールのような重量の大きな設備を省くことができ、耐震性に優れ、プラントレイアウトが容易で、建設コストを低減することができる。さらに、原子炉除熱系の動的機器を、ラインの弁及びタービン駆動ポンプに限定し、原子炉格納容器内でタービン駆動ポンプを使用して水源を確保することにより、小電力で継続的に崩壊熱除去を達成することができる。これにより、崩壊熱除去機能の信頼性の向上が得られ、プラントの安全性を向上することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の第一実施例を示すプロセスフロー。
【図２】本発明の第二実施例を示すプロセスフロー。
【図３】本発明の第三実施例を示すプロセスフロー。
【図４】本発明のインターロックの制御ロジック図。
【図５】本発明の熱交換器の水位制御系の図。
【図６】本発明の水位制御ロジック図。
【図７】本発明の熱交換器の水位制御特性。
【図８】従来技術のプロセスフロー。
【符号の説明】
１…原子炉圧力容器 ２…原子炉格納容器
３…ドライウェル ４…サプレッションプール気相部
５ａ…サプレッションプール水面 ５ｂ…サプレッションプール液相部
６…熱交換器 ７ａ、７ｂ…タービン駆動ポンプ
８…補給水タンク ９…プール
１１ａ、１１ｂ…主蒸気隔離弁 １２…隔離弁
１３…隔離弁 １４…隔離弁
１５…注入弁 １６…逆止弁
１７…注入弁 １８大気開放弁
１９…補給水弁 ２０…補給水弁
２１…圧力調整弁 ２２…隔離弁
２３…隔離弁 ２４…隔離弁
２５…隔離弁 ２６…隔離弁
２７…隔離弁 ２８…隔離弁
３１、３２、３３、３４、３５、３６、３７、３８、３９、４０、４１、４２、４３、４４、４５、４６…接続される配管ライン
５０、５１、５２、５３、５４、５５、５６、５７、５８、５９、６０、６１…制御信号
７０…水位計 ７１…水位信号
７２…任意の水位設定信号 ７３…制御信号
７４…制御系 ８１…炉心冷却ポンプ
８２…熱交換器 ８３…冷却水プール
８４…蒸気供給管 ８５…排気管
８６…凝縮水戻り配管 ８７…隔離弁
８８…隔離弁
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子炉異常時に作動する原子炉の冷却系に係り、特に最終的な除熱経路を大気とする原子炉除熱系に関する。
【０００２】
【従来の技術】
原子炉除熱系を対象とした従来技術としては、特開平６−２２２１８２号公報の「静的格納容器冷却系」に開示の技術、特開平７−７２２８０ 号公報の「原子炉格納容器冷却系」に開示の技術及び特開平８−２０１５５９号公報の「原子炉格納容器の冷却装置」に開示の技術が見受けられる。
【０００３】
特開平６−２２２１８２号公報に開示の技術は、静的格納容器除熱系の熱交換器の性能向上に係わる技術で、熱交換器の性能向上が図れるものの、格納容器の上部に熱交換器を格納した静的格納容器除熱プール、重力落下式冷却系プール及びサプレッションチェンバが設置されるため、耐震設計上高度な技術が要求される。
【０００４】
また、特開平７−７２２８０ 号公報に開示の技術は、大熱容量材を用いることで格納容器の熱容量を増加させているため、除熱性能の向上が見られるものの、特開平６−２２２１８２号公報に開示の技術と同様の設備構成であるため、耐震設計上高度な技術が要求される。
【０００５】
さらに、特開平８−２０１５５９号公報に開示の技術は、静的格納容器冷却プールの位置を低くすることで、耐震設計上の支障を取り除くことに着目した技術である。ここでは、従来技術として特開平８−２０１５５９号公報に開示の技術の例を図８を用いて説明する。
【０００６】
原子炉格納容器冷却系は、原子炉圧力容器１を格納した原子炉格納容器２、サプレッションプール液相部５ｂを水源とした炉心冷却ポンプ８１、サプレッションプール液相部５ｂの周囲に熱交換器８２を収容した冷却水プール８３、ドライウェル３と熱交換器８２を接続した蒸気供給管８４、排気管８５及び凝縮水戻り配管８６で構成されている。また、熱交換器８２は、サプレッションプール気相部４をもつサプレッションプール水面５ａより上方に設置されている。
【０００７】
例えば、原子炉格納容器２内において異常な事象が発生した場合は、炉心冷却ポンプ８１の運転によりサプレッションプール液相部５ｂの水を原子炉圧力容器１に注入し、炉心冷却を行う。また、冷却水プール８３内の熱交換器８２によりドライウェル３の蒸気を吸引し冷却して凝縮させた上で重力によりサプレッションプール液相部５ｂに流下し、サプレッションプール水を冷却し、原子炉圧力容器１と原子炉格納容器２の冷却を行うことができる。
【０００８】
さらに、冷却水プール８３が低位置に設置されることから原子炉格納容器２の重心が低くなり、耐震性が向上すると共に、原子炉圧力容器１の上部に燃料プールを設けるなど、プラントレイアウトが適切に行える。
【０００９】
しかし、本従来の技術は、冷却水プール８３を原子炉格納容器２の周囲に配置するため、原子炉格納容器２の周囲に関するプラントレイアウトが困難となり、設備コストが過大となっていた。また、冷却水プール８３を低位置に設置することで耐震性が向上されているものの、サプレッションプール水面５ａ以上に冷却水プール８３を配置する必要があるため、依然耐震設計上の支障は残っていた。
【００１０】
また、本従来の技術では、冷却水プール８３の冷却水減少に対する対応方法が検討されていない。そのため、冷却水プール８３の冷却水補給設備を含めた静的格納容器除熱系の概念が明確になっていなかった。
【００１１】
さらに、本従来の技術では、全交流電源喪失のような事象が発生した場合に、炉心冷却ポンプが使用できなくなるため、原子炉へ長期的に注水を継続する方法が無かった。
【００１２】
【発明が解決しようとする課題】
特開平６−２２２１８２号公報及び特開平７−７２２８０ 号公報に開示の従来技術は、格納容器上部に静的格納容器除熱プールを設置することにより格納容器からの除熱を図るものであるが、静的格納容器除熱プール及び重力落下式冷却系プールを原子炉圧力容器及び原子炉格納容器の上方に設置する必要があり、耐震設計上支障となっていた。
【００１３】
また、特開平８−２０１５５９号公報に開示の従来技術は、冷却水プールを低い位置に設置することで耐震性能の向上を図っているが、依然耐震設計上の支障が残っている。また、耐震性能の向上を図るために、原子炉への注水を炉心冷却ポンプに頼ることとなり、全交流電源喪失事象では、長期的な原子炉への注水ができない問題点があった。
【００１４】
さらに、上記の従来の技術では、原子炉出力が大きくなるにしたがって、崩壊熱を除去するために必要となる冷却水プール及び静的格納容器除熱プールの容積も大きくなるため、設備コストの増加が生じる。
【００１５】
また、従来の原子炉除熱系では、最終的な除熱に際して原子炉除熱系のみならず補機冷却系を含めた機器の継続的な運転が不可欠で、高い信頼性や高度な保守・管理に加え、機器の故障を想定した多重性が要求されていた。
【００１６】
上記の従来の技術に対して、最終的な除熱経路として静的除熱格納容器除熱プールや補機冷却系を介した海水以外の経路を設けることにより、除熱経路の冗長性及び多様性を確保しつつ、静的格納容器除熱プールに要求される設備コストの増大及び耐震設計上の考慮及び補機冷却系が要求する高い信頼性や高度な保守・管理を大幅に軽減することが期待される。
【００１７】
上記問題点に鑑み、本発明の目的は、補機冷却系や残留熱除去ポンプの継続運転がなくとも崩壊熱除去が実施でき、かつ耐震性に優れた原子炉除熱系を提供することにある。
【００１８】
【課題を解決するための手段】
上記目的を達成するため、本発明による原子炉除熱系は、特許請求の範囲の各請求項に記載の特徴を有する。特に、独立項としての請求項１に係る発明の原子炉除熱系は、原子炉圧力容器内で発生する蒸気を、熱交換器を介して冷却・凝縮し、原子炉圧力容器に戻すことで崩壊熱を除去する原子炉除熱系において、前記原子炉圧力容器内の蒸気相部から前記熱交換器の一次側の上部に至る隔離弁付きライン及び前記熱交換器の一次側の下部から注入弁を介して前記原子炉圧力容器に至るラインで形成した循環ループと、該循環ループに配設した前記原子炉圧力容器の前記蒸気相部から抽出した蒸気を駆動源とするタービン駆動ポンプと、前記熱交換器の二次側から大気へ開放した隔離弁付き大気放出ラインと、前記熱交換器の二次側に至る補給水ラインと、前記原子炉圧力容器を収納する原子炉格納容器内に前記原子炉圧力容器より高い位置に設置したプールと、前記タービン駆動ポンプの出口から前記プールに至る隔離弁付きラインと、前記プールから前記原子炉圧力容器に至る隔離弁付きラインと、を備えたことを特徴とするものである。
【００１９】
【発明の実施の形態】
本発明の第１実施例について図１を用いて説明する。本発明の原子炉除熱系では、原子炉圧力容器１で発生した蒸気は、主蒸気隔離弁１１ａ、１１ｂを介して熱交換器６の上部に導かれる。熱交換器６の下部のライン３２は、タービン駆動ポンプ７ａを介して注入弁１５及び逆止弁１６に接続されている。
【００２０】
この時、ドライウェル３及びサプレッションプール気相部４から熱交換器６上部へ接続されるライン３３、３４の隔離弁１３、１４は閉状態にあり、原子炉圧力容器１の蒸気相部から熱交換器６の上部、熱交換器６の下部から原子炉圧力容器１の液相部への循環ループが形成される。
【００２１】
原子炉圧力容器１と接続する熱交換器６の一次側は、圧力調整弁２１により減圧されるものの、高圧条件となるために、熱交換器６の管側を対応させている。このようにする理由は、一次側を熱交換器６の胴側としても技術的な問題はないが、胴全体が高圧仕様となるために、製作コストが高くなるからである。
【００２２】
一方、熱交換器６の二次側には冷却水が内蔵されていると共に、その上部には大気開放弁１８を介して大気に開放するライン３５が設けられている。これらの構成により、原子炉圧力容器１で発生した蒸気は、熱交換器６の一次側から二次側の冷却水に熱を移行し、凝縮する。
【００２３】
熱交換器６の上部で凝縮した蒸気は、熱交換器６の下部から、原子炉圧力容器１からの蒸気供給ライン３８を介した蒸気を駆動源とするタービン駆動ポンプ７ａにより昇圧され原子炉圧力容器１に戻る。
【００２４】
ドライウェル３からの除熱を実施する場合は、原子炉圧力容器１及びサプレッションプール気相部４から熱交換器６上部へ接続されるそれぞれライン３１、３４の隔離弁１２、１４を閉状態に、ライン３３の隔離弁１３を開状態にし、ドライウェル３から熱交換器６の上部、熱交換器６の下部からライン３７を介し、注入弁１７を開状態にし、サプレッションプール液相部５ｂへの循環ループを形成する。但し、熱交換器６は、サプレッションプール水面５ａより高い位置に設ける。
【００２５】
上記の構成により、ドライウェル３の蒸気は、熱交換器６の一次側から二次側の冷却水に熱を移行し、凝縮する。熱交換器６の上部で凝縮した蒸気は、熱交換器６の下部から重力に従ってサプレッションプール液相部５ｂへ流入する。
【００２６】
サプレッションプール気相部４からの除熱を実施する場合は、原子炉圧力容器１及びドライウェル３から熱交換器６上部へ接続されるそれぞれライン３１、３３の隔離弁１２、１３を閉状態に、ライン３４の隔離弁１４を開状態にし、サプレッションプール気相部４から熱交換器６上部、熱交換器６の下部から、ライン３７を介し、注入弁１７を開状態にし、サプレッションプール液相部５ｂへの循環ループを形成する。
【００２７】
これらの構成により、サプレッションプール気相部４の蒸気は、熱交換器６の一次側から二次側の冷却水に熱を移行し、凝縮する。熱交換器６の上部で凝縮した蒸気は、熱交換器６の下部から重力に従ってサプレッションプール液相部５ｂへ流入する。
【００２８】
熱交換器６の二次側における冷却水は、一次側からの熱を得て蒸発し、大気開放弁１８を介して大気に開放される。この蒸発により熱交換器６二次側の冷却水が減少する場合は、補給水弁１９を開弁し、冷却水を供給する。また、熱交換器二次側の補給水ライン３６には、補給水タンク８が熱交換器６より高い位置に設けられ、補給水弁２０を開弁することにより重力により冷却水を補給することもできる。 但し、補給水タンク８は原子炉格納容器２とは別の領域に設置される。
【００２９】
原子炉圧力容器１へ注水しない場合は、注入弁１５を閉止し、隔離弁２５を開放することで、タービン駆動ポンプ７ａからプール９へ注水することができる。タービン駆動ポンプ７ａを使用していると、原子炉圧力容器１で発生する蒸気がいずれ喪失し、タービン駆動ポンプ７ａが使用できなくなる。
【００３０】
これに対して、プール９に蓄水された水は、隔離弁２４を開放することにより原子炉圧力容器１へ注水され、長期間に亘って原子炉圧力容器１への補給水が確保される。また、プール９の水源としては、熱交換器６で凝縮した水だけでなく、ライン３７の隔離弁２７を開放することにより補給水タンク８と、ライン４４の隔離弁２６を開放することによりサプレッションプール液相部５ｂと、が使用できる。
【００３１】
これによりタービン駆動ポンプ７ａの駆動源である原子炉圧力容器１で発生した蒸気が喪失した場合においても長期的な安全性が確保できる。これら熱交換器６の二次側への間欠的な補給水が得られれば、弁のラインアップだけで小電力での長期的な原子炉の冷却と崩壊熱の除去が確保できる。
【００３２】
本発明の第２実施例を図２を用いて説明する。熱交換器６一次側の循環ループと、サプレッションプール液相部５ｂからタービン駆動ポンプ７ａによるプール９への注水ラインは、図１と同様の構成であるため、説明を省略する。
【００３３】
図２は、図１に設けた熱交換器６の二次側への補給水タンク８からの補給水ライン３６にタービン駆動ポンプ７ｂを、該タービン駆動ポンプ７ｂに原子炉圧力容器１からの蒸気供給ライン３９を設けている。これにより、補給水タンク８の補給水をタービン駆動ポンプ７ｂにより昇圧し、熱交換器６の二次側へ補給することができる。
【００３４】
また、タービン駆動ポンプ７ｂからプール９へ接続されたライン４６により、熱交換器６の二次側へ水を補給しない場合に隔離弁２８を開放し、隔離弁８７を閉止することにより、補給水タンク８からプール９へ注水することができ、原子炉圧力容器１への注水のための水源を確保することができる。この構成により、補給水タンク８の配置を制限することなく、弁のラインアップだけで、小電力での長期的な原子炉の冷却と崩壊熱除去が確保される。
【００３５】
本発明の第３実施例を、図３を用いて説明する。熱交換器６一次側の循環ループとサプレッションプール液相部５ｂからタービン駆動ポンプ７ａによるプール９への注水ラインは、図１と同様の構成であるため、説明を省略する。
【００３６】
図３は、図１に設けた熱交換器６の二次側への補給水ライン３６からタービン駆動ポンプ７ａへのライン４０及び隔離弁８８と、タービン駆動ポンプ７ａの下流から熱交換器６の二次側への補給水ライン３６へ接続する隔離弁２３付きライン４１と、補給水ライン３６に隔離弁２２と、を設けている。
【００３７】
これにより、補給水タンク８の補給水をタービン駆動ポンプ７ａで昇圧し、ライン４１を介して熱交換器６の二次側へ補給することができる。この構成により、ポンプの数を低減することができ、弁のラインアップだけで小電力での崩壊熱の除去が確保できる。
【００３８】
なお、本発明の弁には、次のようなインターロックが設けられていることが望ましい。
【００３９】
（１） 隔離弁１２の開弁時には、サプレッションプール戻りライン３７の注入弁１７、ドライウェル３から熱交換器６上部へ接続されるライン３３の隔離弁１３、サプレッションプール気相部４から熱交換器６上部へ接続されるライン３４の隔離弁１４が閉弁のこと。
【００４０】
（２） 隔離弁１３の開弁時には、隔離弁１２、サプレッションプール気相部４から熱交換器６上部へ接続されるライン３４の隔離弁１４が閉弁のこと。
【００４１】
（３） 隔離弁１４の開弁時には、隔離弁１２、ドライウェル３から熱交換器６上部へ接続されるライン３３の隔離弁１３が閉弁のこと。
【００４２】
（４） 隔離弁１５の開弁時には、タービン駆動ポンプ７ａからプール９へ接続されるライン４３の隔離弁２５が閉弁のこと。
【００４３】
（５） 隔離弁８７の開弁時には、タービン駆動ポンプ７ｂからプール９へ接続されるライン４６の隔離弁２８が閉弁のこと。
【００４４】
本発明の制御ロジックの一例を、図４を用いて説明する。図４は、ドライウェル圧力高信号（Ｄ／Ｗ圧高と略記している）５０、原子炉水位高信号５１、サプレッションプール圧力高信号（Ｓ／Ｃ圧高と略記している）５２、ドライウェル圧力からサプレッションプール圧力を引いた差圧正信号５３、スイッチ５４と、ドライウェル３から熱交換器６を介してサプレッションプール液相部５ｂへの循環ループの形成許可信号５５と、サプレッションプール４から熱交換器６を介してサプレッションプール液相部５ｂへの循環ループの形成許可信号５６で構成される。
【００４５】
原子炉圧力容器１から熱交換器６を介して原子炉圧力容器１への循環ループ形成中に、原子炉水位高５１が発生し、かつドライウェル圧力高信号５０が発生した場合は、スイッチ５４の信号が発生すれば循環ループの形成許可信号５５が成立する。
【００４６】
また、原子炉圧力容器１から熱交換器６を介して原子炉圧力容器１への循環ループ形成中に、原子炉水位高５１が発生し、かつサプレッションプール圧力高信号５２が発生した場合は、スイッチ５４の信号が発生すれば循環ループの形成許可信号５６が成立する。
【００４７】
但し、ドライウェル圧力高信号５０、原子炉水位高信号５１、サプレッションプール圧力高信号５２及びスイッチ５４が全て発生した場合は、差圧正信号５３が発生していれば循環ループの形成許可信号５５が成立するが、差圧正信号５３が発生していない場合は、循環ループの形成許可信号５６が成立する。この構成により、最も除熱をすることが好ましい領域からの循環ループが形成される。
【００４８】
図５は、Ｕ字管形熱交換器の横置き例で、第１実施例に適用した熱交換器６の二次側水位制御系の構成例を示す。制御系は、熱交換器６胴部の水位を測定する水位計７０と該水位計の信号７１、任意の水位設定信号７２、補給水弁１９、２０の制御信号７３及び隔離弁の開閉を設定する制御系７４とで構成される。
【００４９】
熱交換器６の二次側水位制御系７４の制御ロジックを、図６を用いて説明する。制御ロジックは、熱交換器６の二次側水位高信号５７、所定の水位設定値以上であることを示す信号５８、熱交換器６の二次側水位低信号５９と、熱交換器６の二次側への補給停止要求信号６０及び熱交換器６の二次側への補給開始要求信号６１で構成されている。
【００５０】
熱交換器６の二次側水位高信号５７が発生し、かつ水位設定値以上であることを示す信号５８が成立した場合は、熱交換器６の二次側への補給停止要求信号が発生する。また、水位設定値以上であることを示す信号５８が発生せず、かつ熱交換器６の二次側水位低信号５９が成立した場合は、熱交換器６への補給開始要求信号が発生する。このように熱交換器６の二次側の水位を制御することにより継続的に除熱をすることができる。
【００５１】
図７に、上記の制御ロジックの制御特性の一例を示す。熱交換器６の二次側の水位は、熱交換器６の管束上端まで上昇しているときが、基も熱交換量が大きくなる。また、熱交換器６の管束下端以下の水位では、顕著な熱交換は期待できない。さらに、熱交換器６の二次側の過大な水位上昇は、冷却水の熱交換器６外への流出を伴い、好ましくない。
【００５２】
これらのことから、熱交換器６の二次側の水位変化範囲は、水位の制御信号の増加に対して、熱交換器６の管束上端から熱交換器６の上端までの間で上限を保つように設定する。また、水位の制御信号の減少に対しては、熱交換器６の管束下端から熱交換器６の下端までの間で下限を保つよう設定する。
【００５３】
熱交換器６の一次側は、原子炉圧力容器１、ドライウェル３、サプレッションプール気相部４から供給される蒸気相と、その下部に凝縮した液相が存在する。また、二次側は、上部に蒸発蒸気相、下部に冷却水相が存在する。
【００５４】
このために、熱交換器６二次側の水位を上昇させると、一次側蒸気と二次側冷却水の熱交換量が増加し、除熱量を増加することができる。このように熱交換器６二次側の水位を制御することにより除熱量を制御することができる。
【００５５】
【発明の効果】
本発明によれば、最終除熱経路として、従来の海水に加えて、大気への放熱が期待できる。これによりプラントのトラブル時における対応手段が増大し、プラントの安全性の向上が期待できる。また、補機冷却系への依存度が低くなるために、従来の補機冷却系に要求されていた高い信頼性と高度な保守・管理が軽減でき、建設や管理のコストを低減することができる。
【００５６】
また、プラントの上部に隣接した冷却プールのような重量の大きな設備を省くことができ、耐震性に優れ、プラントレイアウトが容易で、建設コストを低減することができる。さらに、原子炉除熱系の動的機器を、ラインの弁及びタービン駆動ポンプに限定し、原子炉格納容器内でタービン駆動ポンプを使用して水源を確保することにより、小電力で継続的に崩壊熱除去を達成することができる。これにより、崩壊熱除去機能の信頼性の向上が得られ、プラントの安全性を向上することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の第一実施例を示すプロセスフロー。
【図２】本発明の第二実施例を示すプロセスフロー。
【図３】本発明の第三実施例を示すプロセスフロー。
【図４】本発明のインターロックの制御ロジック図。
【図５】本発明の熱交換器の水位制御系の図。
【図６】本発明の水位制御ロジック図。
【図７】本発明の熱交換器の水位制御特性。
【図８】従来技術のプロセスフロー。
【符号の説明】
１…原子炉圧力容器 ２…原子炉格納容器
３…ドライウェル ４…サプレッションプール気相部
５ａ…サプレッションプール水面 ５ｂ…サプレッションプール液相部
６…熱交換器 ７ａ、７ｂ…タービン駆動ポンプ
８…補給水タンク ９…プール
１１ａ、１１ｂ…主蒸気隔離弁 １２…隔離弁
１３…隔離弁 １４…隔離弁
１５…注入弁 １６…逆止弁
１７…注入弁 １８大気開放弁
１９…補給水弁 ２０…補給水弁
２１…圧力調整弁 ２２…隔離弁
２３…隔離弁 ２４…隔離弁
２５…隔離弁 ２６…隔離弁
２７…隔離弁 ２８…隔離弁
３１、３２、３３、３４、３５、３６、３７、３８、３９、４０、４１、４２、４３、４４、４５、４６…接続される配管ライン
５０、５１、５２、５３、５４、５５、５６、５７、５８、５９、６０、６１…制御信号
７０…水位計 ７１…水位信号
７２…任意の水位設定信号 ７３…制御信号
７４…制御系 ８１…炉心冷却ポンプ
８２…熱交換器 ８３…冷却水プール
８４…蒸気供給管 ８５…排気管
８６…凝縮水戻り配管 ８７…隔離弁
８８…隔離弁
Claims (11)
- 原子炉圧力容器内で発生する蒸気を、熱交換器を介して冷却・凝縮し、原子炉圧力容器に戻すことで崩壊熱を除去する原子炉除熱系において、
前記原子炉圧力容器内の蒸気相部から前記熱交換器の一次側の上部に至る隔離弁付きライン及び前記熱交換器の一次側の下部から注入弁を介して前記原子炉圧力容器に至るラインで形成した循環ループと、該循環ループに配設した前記原子炉圧力容器の前記蒸気相部から抽出した蒸気を駆動源とするタービン駆動ポンプと、前記熱交換器の二次側から大気へ開放した隔離弁付き大気放出ラインと、前記熱交換器の二次側に至る補給水ラインと、前記原子炉圧力容器を収納する原子炉格納容器内に前記原子炉圧力容器より高い位置に設置したプールと、前記タービン駆動ポンプの出口から前記プールに至る隔離弁付きラインと、前記プールから前記原子炉圧力容器に至る隔離弁付きラインと、を備えたことを特徴とする原子炉除熱系。 - 前記熱交換器をサプレッションプールの水面より高い位置に設置すると共に、前記原子炉格納容器内上部から前記熱交換器の一次側の上部に至る隔離弁付きラインあるいは前記サプレッションプール気相部から前記熱交換器の一次側の上部に至る隔離弁付きラインと、前記熱交換器の一次側の下部から注入弁を介してサプレッションプール液相部に至るラインと、で形成した循環ループを備えたことを特徴とする請求項１記載の原子炉除熱系。
- 前記補給水ラインに配設した補給水タンクを前記熱交換器より高い位置に設置し、前記熱交換器の二次側への補給を重力により行うことを特徴とする請求項１あるいは請求項２記載の原子炉除熱系。
- 前記補給水ラインに配設した前記補給水タンクと、前記補給水ラインに配設した前記原子炉圧力容器の蒸気相部から抽出した蒸気を駆動源とするタービン駆動ポンプと、を備えたことを特徴とする請求項１あるいは請求項２記載の原子炉除熱系。
- 前記熱交換器の一次側の下部から注入弁を介して前記原子炉圧力容器に至るラインに配設した前記タービン駆動ポンプと注入弁との間に、前記熱交換器の二次側へ分岐する隔離弁付きラインを備えたことを特徴とする請求項１ないし請求項３のいずれかに記載の原子炉除熱系。
- 前記原子炉圧力容器内の前記蒸気相部から前記熱交換器の一次側の上部に至る隔離弁付きライン及び前記熱交換器の一次側の下部から注入弁を介して前記原子炉圧力容器に至るラインで形成した第一の循環ループと、前記原子炉格納容器内上部から前記熱交換器の一次側の上部に至る隔離弁付きライン及び前記熱交換器の一次側の下部から注入弁を介して前記サプレッションプール液相部に至るラインで形成した第二の循環ループと、前記サプレッションプール気相部から前記熱交換器の一次側の上部に至る隔離弁付きライン及び前記熱交換器の一次側の下部から注入弁を介して前記サプレッションプール液相部に至るラインで形成した第三の循環ループと、の三つの循環ループを備えた原子炉除熱系において、
第一の循環ループを使用する場合は第二の循環ループ及び第三の循環ループの使用が阻止され、第二の循環ループを使用する場合は第一の循環ループ及び第三の循環ループの使用が阻止され、第三の循環ループを使用する場合は第一の循環ループ及び第二の循環ループの使用が阻止されるようにインターロックを備えたことを特徴とする請求項２ないし請求項５のいずれかに記載の原子炉除熱系。 - 原子炉水位と所定の設定値及び前記原子炉格納容器内上部圧力と前記サプレッションプール気相部圧力を比較し、前記三つの循環ループの内一つを使用可能にする制御系を備えたことを特徴とする請求項２ないし請求項６のいずれかに記載の原子炉除熱系。
- 前記熱交換器の二次側水位と所定の設定値とを比較し、前記補給水ラインに配設した注入弁の開度を調整することで前記熱交換器の二次側の水位を一定に保持する制御系を備えたことを特徴とする請求項１ないし請求項７のいずれかに記載の原子炉除熱系。
- 前記熱交換器の二次側の水位変化範囲を、上限が前記熱交換器の管束上端から前記熱交換器の上端までの間で、下限が前記熱交換器の管束下端から前記熱交換器の下端までの間に制限することを特徴とする請求項８に記載の原子炉除熱系。
- 前記第一の循環ループを使用する場合は、前記タービン駆動ポンプの出口から前記プールに至る隔離弁付きラインによる前記プールへの注水が阻止されるようにインターロックを備えたことを特徴とする請求項１ないし請求項９のいずれかに記載の原子炉除熱系。
- 前記補給水ラインから前記熱交換器二次側へ給水する場合は、前記タービン駆動ポンプの出口から前記プールに至る隔離弁付きラインによる前記プールへの注水が阻止されるようにインターロックを備えたことを特徴とする請求項４あるいは請求項６ないし請求項１０のいずれかに記載の原子炉除熱系。
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