JP5425002B2

JP5425002B2 - 原子力発電所の隔離時冷却設備

Info

Publication number: JP5425002B2
Application number: JP2010150816A
Authority: JP
Inventors: 知弘和田; 知大木口
Original assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Current assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Priority date: 2010-07-01
Filing date: 2010-07-01
Publication date: 2014-02-26
Anticipated expiration: 2030-07-01
Also published as: JP2012013558A

Description

本発明は、原子力発電所停止時の崩壊熱除去と冷温停止に利用できる原子力発電所の隔離時冷却設備に関する。

公知例の特開平３−２４６４９２号公報には原子炉隔離時に原子炉停止時の崩壊熱を除去する原子力発電所の隔離時冷却設備が開示されている。この特開平３−２４６４９２号公報に開示された原子力発電所の隔離時冷却設備は、原子炉圧力容器から蒸気を復水器導入配管を通じて復水器に配設した復水器伝熱管に供給して復水器胴内に保有した保有水で冷却して凝縮させ、凝縮した復水を復水器から原子炉圧力容器へ戻す復水戻り配管に、原子力発電所が通常運転時には閉鎖される隔離弁を設置し、この隔離弁を開閉操作することによって隔離時冷却設備の起動・停止を行うように構成されている。

そして復水器伝熱管で凝縮した復水は、原子炉圧力容器内の炉水との密度差、復水器伝熱管と原子炉圧力容器内の炉水の水位との静水頭差によって復水器から復水戻り配管を通じて原子炉圧力容器に戻される。復水器胴内の保有水が復水器に配設した復水器伝熱管を流下する蒸気との熱交換で蒸発した蒸気は、復水器から排気配管を通じて屋外に排出される。

特開平３−２４６４９２号公報

特開平３−２４６４９２号公報に開示された原子力発電所の隔離時冷却設備では、復水戻り配管に設置した隔離弁を開閉操作することにより起動・停止される。隔離弁を開弁すると原子炉圧力容器から蒸気が復水器導入配管を通じて復水器に供給されて復水器内に配設された復水器伝熱管を流下するが、復水器伝熱管にて復水器胴内の保有水と熱交換して冷却されることで前記復水器伝熱管を流下する蒸気が凝縮して復水となる。

復水器伝熱管で凝縮した復水は、原子炉圧力容器内の炉水との密度差、復水器伝熱管と原子炉圧力容器内の炉水の水位との静水頭差によって復水器から復水戻り配管を通じて原子炉圧力容器に戻される。

ところで、原子力発電所の隔離時冷却設備においては、復水器の胴内に保有された冷却水のみで原子炉圧力容器から復水器の復水器伝熱管に供給された蒸気を冷却できる冷却可能時間は原子炉停止後の数時間であり、冷却時間の延長には復水器胴内への冷却水の補給が必要となる。

また、復水器胴内の復水器伝熱管での冷却は冷却水の蒸発潜熱によるため、原子炉圧力容器から復水器に供給された蒸気を１００°以下に冷却することができないので、前記蒸気を１００°以下に冷却するためには残留熱除去設備、または停止時冷却設備を原子炉圧力容器に設置させる必要がある。
したがって、従来の隔離時冷却設備では、原子炉圧力容器から復水器に供給された蒸気を復水器によって除熱する除熱量の調節ができず、復水器の胴内で熱交換により発生した蒸気を全量大気に放出するので余分な蒸気の熱エネルギーが有効に利用できず、隔離時冷却設備による崩壊熱の除熱の調節ができなかった。

本発明の目的は、隔離時冷却設備の復水器での除熱量を可変にして、大気に放出せざるを得なかった復水器の胴側で発生した蒸気の熱エネルギーを有効に利用し、隔離時冷却設備による崩壊熱の除熱の調節を可能にした原子力発電所の隔離時冷却設備を提供することにある。

本発明の原子力発電所の隔離時冷却設備は、原子炉圧力容器から蒸気を導く導入配管と、この導入配管を通じて原子炉圧力容器から導かれた蒸気を除熱する復水器と、復水器での除熱によって凝縮された復水を前記原子炉圧力容器に戻す戻り配管と、復水器での除熱によって復水器胴側で発生した蒸気を排気する排気配管を備えた原子力発電所の隔離時冷却設備において、前記排気配管を通じて復水器から排気された蒸気をフラッシュさせて凝縮するフラッシュタンクを備え、前記排気配管に圧力調節弁を設置し、前記復水器及び原子炉圧力容器に蒸気の圧力を検出する圧力計をそれぞれ設置し、前記圧力計が検出した復水器及び原子炉圧力容器に蒸気の圧力の実測値と圧力設定器で設定した設定値に基づいて圧力調節弁の開閉を調節する圧力制御装置を備えたことを特徴とする。

本発明によれば、隔離時冷却設備の復水器での除熱量を可変にして、大気に放出せざるを得なかった復水器の胴側で発生した蒸気の熱エネルギーを有効に利用し、隔離時冷却設備による崩壊熱の除熱の調節を可能にした原子力発電所の隔離時冷却設備が実現できる。

本発明の一実施例である原子力発電所の隔離時冷却設備を示す概略構成図。

本発明の一実施例である原子力発電所の隔離時冷却設備について図面を引用して以下に説明する。

本発明の一実施例である原子力発電所の隔離時冷却設備について図１を用いて説明する。

図１は本発明の一実施例である原子力発電所の隔離時冷却設備を示す概略構成図である。本実施例の隔離時冷却設備は、原子炉圧力容器１から蒸気を復水器３に取り入れる復水器導入配管６と、復水器導入配管６を通じて原子炉圧力容器１から供給された蒸気を、復水器３の内部に配設した復水器伝熱管１５を流下させて復水器３の胴内の復水器冷却水４によって除熱して凝縮させて復水にする復水器３と、復水器３の復水器伝熱管１５で凝縮した復水を復水器３から原子炉圧力容器１に戻す復水戻り配管７と、復水戻り配管７に設けられて復水器３の復水器伝熱管１５で凝縮した復水を原子炉圧力容器１に戻す操作を行う隔離弁５を備えている。

前記隔離時冷却設備にはフラッシュタンク１１が設置されており、前記復水器３とフラッシュタンク１１との間には復水器３の胴側で復水器冷却水４と復水器伝熱管１５との熱交換で発生した蒸気を復水器３からフラッシュタンク１１へ導く復水器排気管８が配設され、前記フラッシュタンク１１で凝縮した凝縮水をフラッシュタンク１１から復水器３の胴内に戻す凝縮水循環配管２０が配設されている。

復水器排気管８の途中には復水器３の胴側圧力を調整する圧力調整弁９が設けられており、復水器排気管８の端部には復水器３の胴内で発生した蒸気をフラッシュタンク１１内に噴出するエジェクタ１０を設置して、フラッシュタンク１１の凝縮水をこの蒸気の駆動力を利用して凝縮水循環配管２０を通じて復水器３の胴内に再循環させている。

前記凝縮水循環配管２０にはフラッシュタンク１１の凝縮水を復水器３の胴内に再循環させると共に、該凝縮水循環配管２０を通じて再循環する凝縮水の一部を、凝縮水循環配管２０から分岐した凝縮水循環配管２０ａを通じて蒸気駆動ポンプであるエジェクタ１０に噴出させる操作を行う凝縮水切替弁（三方弁）２１が設置されている。

フラッシュタンク１１の胴内には蒸気駆動ポンプであるエジェクタ１０から噴出させた復水器３で発生した蒸気を冷却させる凝縮水伝熱管１９が配設されており、この凝縮水伝熱管１９に冷却水を給排させる冷却水配管２２が接続している。
フラッシュタンク１１には、補給水を供給する補給水配管２３が配設されており、更に前記フラッシュタンク１１の胴内で発生した蒸気を屋外（建物外壁１４の外側）へ導く排気配管１２が配設され、この排気配管１２の端部には外部からの飛来物混入を防止するメッシュ１３が設置されている。

前記隔離時冷却設備には復水器排気管８に設けた圧力調整弁９の開度を調節する圧力制御器１８が設置されている。

圧力制御器１８では原子炉圧力容器１に設けた胴内の蒸気圧力を検出する圧力計１６から入力した原子炉圧力容器１の胴内の圧力の実測値Ｐ１と、圧力制御器１８に設けた目標値の圧力容器圧力設定値Ｐａとを比較し、この比較値に基づいて圧力計１６で検出する原子炉圧力容器１の蒸気圧力Ｐ１が目標値となるように圧力調整弁９の開度を調節して、復水器排気管８を通じてフラッシュタンク１１に供給する復水器３内の蒸気の流量を制御する。

復水器３には胴内の蒸気圧力を検出する圧力計１７が設けられており、圧力制御器１８では復水器３に設けた胴内の蒸気圧力を検出する圧力計１７から入力した復水器３の胴内の圧力の実測値Ｐ２と、圧力制御器１８に設けた目標値の復水器圧力設定値Ｐｂとを比較し、この比較値に基づいて圧力計１７で検出する復水器３の蒸気圧力Ｐ２が目標値となるように圧力調整弁９の開度を調節して、復水器排気管８を通じてフラッシュタンク１１に供給する復水器３内の蒸気の流量を制御する。

次に、本実施例の原子力発電所の隔離時冷却設備における操作方法について説明する。

図１に示した本実施例の原子力発電所の隔離時冷却設備において、何らかの要因によって原子炉圧力容器１から蒸気タービン（図示せず）に蒸気を供給することが出来ない原子炉隔離事象が発生した時に、原子炉圧力容器１から蒸気タービンへの蒸気供給を遮断して一時的に発電を停止する運転を行う場合がある。

早期にこの原子炉隔離事象の復旧が見込まれる場合には、原子炉圧力容器１を高温状態としたまま、発電再開に向けて待機する（高温待機）。

この際に、原子炉制御棒全挿入（スクラム）により原子炉の熱出力は低下するが、原子炉から崩壊熱が継続して発生する。このため、原子炉隔離事象が発生して高温待機する場合、原子力発電所の隔離時冷却設備は原子炉から発生する崩壊熱を除去するため、原子炉圧力容器１から供給される飽和蒸気を復水器導入配管６を通じて復水器３に流入させ、復水器３の復水器伝熱管１５で除熱されて凝縮した復水を、復水器３の復水器伝熱管１５から原子炉圧力容器１に戻す復水戻り配管７に設けた隔離弁５を開操作して、原子炉圧力容器１に戻すように運転される。

このとき、原子炉圧力容器１の内部の蒸気温度は、崩壊熱と復水器３による除熱量等によって変化する。

そこで、本実施例の原子力発電所の隔離時冷却設備では、原子炉圧力容器１で発生する蒸気の圧力を一定に維持する制御を行うために、圧力制御器１８に設けた復水器３の胴内の蒸気圧力Ｐ２を調整する圧力設定値Ｐｂを原子炉圧力容器１の蒸気圧力Ｐ１に応じて変化させ、この変化させた圧力設定値Ｐｂと実測した復水器３の胴内の蒸気圧力Ｐ２との比較に基づいて復水器排気管８に設けた圧力調整弁９の開度を調節することによって、原子炉圧力容器１の蒸気圧力Ｐ１を一定に維持する制御を実現している。

即ち、復水器３の胴内の蒸気温度は復水器３の胴内の蒸気圧力Ｐ２の飽和温度となるため、復水器３に設けた胴内の蒸気圧力を検出する圧力計１７で検出した復水器３の胴内の蒸気圧力の検出値Ｐ２が圧力制御器１８に入力されるが、前記圧力制御器１８には圧力設定器が設けられており、この圧力設定器に設定されている目標値となる復水器圧力設定値Ｐｂの値を原子炉圧力容器１に設けた圧力計１６で検出した蒸気圧力Ｐ１に応じて変化させている。

そして、圧力計１６で検出した原子炉圧力容器１の蒸気圧力Ｐ１の値が、所定の蒸気圧力設定値Ｐｃ（例えば７ＭＰａ）を超える場合には、圧力制御器１８の圧力設定器で設定する復水器圧力設定値Ｐｂの値を大気圧に近づくように変化させて減少し、復水器３の圧力計１７で検出した復水器３の胴内の蒸気圧力Ｐ２と前記復水器圧力設定値Ｐｂとの比較値に基づいて、前記復水器排気管８に設けた圧力調整弁９の開度を調節する。

また、圧力計１６で検出した原子炉圧力容器１の蒸気圧力Ｐ１の値が、所定の設定値Ｐｃ（例えば７ＭＰａ）を下回る場合には、圧力制御器１８の圧力設定器で設定する復水器圧力設定値Ｐｂの値を１．０ＭＰａに近づくように変化させて増加し、復水器３の圧力計１７で検出した復水器３の胴内の蒸気圧力Ｐ２と前記復水器圧力設定値Ｐｂとの比較値に基づいて、前記復水器排気管８に設けた圧力調整弁９の開度を調節する。

圧力制御器１８によって復水器排気管８に設けた圧力調整弁９の開度を調節することで、復水器３の胴内の蒸気圧力Ｐ２は変化させた復水器圧力設定値Ｐｂと一致するように制御され、復水器３から復水器排気管８を通じてフラッシュタンク１１に流入する復水器３内の蒸気の流量が調節される。

この結果、圧力制御器１８による制御によって、復水器３による除熱量を変化させることが可能となり、この復水器３の除熱量の調節により圧力計１６で検出する原子炉圧力容器１の蒸気の圧力Ｐ１の値が所望の設定値Ｐｃを維持するように調節することができる。

即ち、前記圧力制御器１８においては、圧力制御器１８に設けた目標値の復水器圧力設定値Ｐｂを圧力計１６で検出した原子炉圧力容器１の蒸気圧力Ｐ１に応じて適切な蒸気圧力の値となるように変化させて設定することで、圧力計１７で検出する復水器３の胴内の蒸気圧力の検出値Ｐ２を、この適切な値に変化させた蒸気圧力の設定値Ｐｂに一致するように前記圧力制御器１８の制御によって前記復水器排気管８に設けた圧力調整弁９の開度を調節し、復水器３による除熱量を調節する。

前記圧力制御器１８による復水器３の除熱量の調節によって、圧力計１６で検出する原子炉圧力容器１の蒸気の圧力Ｐ１の値が所望の設定値Ｐｃを維持するように調節できる。

更に前記圧力制御器１８においては、圧力計１７で検出した復水器３の胴内の蒸気圧力Ｐ２と復水器圧力設定値Ｐｂとの比較に基づいて前記復水器排気管８に設けた圧力調整弁９の開度を調節しているので、復水器３の胴内で発生した蒸気はフラッシュタンク１１に供給されて有効に利用される。

即ち、復水器３の胴内で発生した蒸気はフラッシュタンク１１に供給され、フラッシュタンク１１の胴内で冷却水配管２２を通じて供給される冷却水によって冷却されて凝縮水となる。このラッシュタンク１１の胴内の凝縮水は凝縮水循環配管２０を通じて復水器３に流入して復水器３に再循環し、復水器３の胴側で発生した蒸気と凝縮水を混合させることによって原子力発電所の隔離時冷却設備の冷却を促進させる。

復水器排気管８がフラッシュタンク１１に接続する復水器排気管８の端部にはエジェクタ１０が設けられており、前記凝縮水循環配管２０に設けた凝縮水切替弁２１から凝縮水循環配管２０から分岐した分岐配管２１ａが前記エジェクタ１０に至るまで配設されている。

更に、フラッシュタンク１１の胴内の凝縮水の水位を、復水器３の通常の水位よりも高くなるように配置して、原子炉圧力容器１の蒸気圧力が低下した後に前記凝縮水循環配管２０に設けた凝縮水切替弁２１をフラッシュタンク１１から導かれる凝縮水が復水器３側に供給するように切り替えることで、フラッシュタンク１１内の凝縮水を水頭圧によって凝縮水循環配管２０を通じて復水器３に供給して復水器冷却水４として再利用する。
この結果、仮に、フラッシュタンク１１に補給水を供給する補給水配管２３が利用できない場合でも、原子力発電所の隔離時冷却設備の冷却時間を延長できる。
また、補給水配管２３から補給水をフラッシュタンク１１に供給してフラッシュタンク１１内の凝縮水の水位を上昇させ、フラッシュタンク１１内の凝縮水を凝縮水循環配管２０を通じて復水器３に供給して復水器３の胴内を満水にすることで、フラッシュタンク１１に補給した補給水が復水器３の胴内の飽和水との密度差によって凝縮水循環配管２０及び復水器排気管８を通じて循環し、復水器３で除熱した崩壊熱をフラッシュタンク１１内に排泄した凝縮水伝熱管１９によって冷却できる。
一方、原子力発電所の発電の再開を考慮すると、高温待機中の原子炉圧力容器１は、内部の蒸気圧力（温度）を出来るだけ通常運転条件に近くしておけば、原子力発電所の運転の復旧にかかる時間やエネルギーを少なくできる。
本実施例の原子力発電所の隔離時冷却設備においては、原子炉隔離事象が発生すると、前述したように、原子炉圧力容器１から供給される飽和蒸気は復水器導入配管６を通じて復水器３に流入して復水器３で除熱され、復水器３で除熱された凝縮水（復水）は、復水器３の復水器伝熱管１５から復水戻り配管７を通じて原子炉圧力容器１に戻る。

このとき、原子炉圧力容器１の内部温度は、崩壊熱と復水器３による除熱量等によって変化する。復水器３の胴内の蒸気温度は復水器３の胴内圧力の飽和温度となるため、前述したように前記圧力制御器１８による制御によって、圧力計１７で検出した復水器３の胴内の蒸気圧力Ｐ２を目標値の復水器圧力設定値Ｐｂとの比較に基づいて復水器排気管８設けた圧力調整弁９の開度を調節して、復水器３から復水器排気管８を通じてフラッシュタンク１１に供給する復水器３内の蒸気の流量を制御することにより、復水器３の除熱量を変化させることができる。
従って、復水器３の除熱量の調節により、圧力計１６で検出する原子炉圧力容器１の蒸気圧力Ｐ１を所望の圧力設定値Ｐｃを維持するように調整することができる。

ここで、圧力制御器１８で設定する復水器３の蒸気圧力設定値Ｐｂと復水器３の除熱量及び原子炉圧力容器１の蒸気圧力設定値Ｐｃとの関係は以下の通りとなる。

復水器３の除熱量は、復水器３の内部に配設された復水器伝熱管１５の管側と復水器３の胴側の温度差に比例するため、例えば圧力制御器１８で設定する復水器の蒸気圧力設定値Ｐｂを、大気圧、０．５ＭＰａ、ｌＭＰａにそれぞれ設定した場合、蒸気表から前記温度差は各々約１００°Ｃ、約１３０°Ｃ、約１８５°Ｃと計算される。

この復水器３の除熱量は大気圧を１００％とすると、０．５ＭＰａで約７０％、ｌ．ＯＭＰａで約５５％になる。このことから、圧力制御器１８で設定する復水器３の蒸気圧力設定値Ｐｂの設定を、原子炉圧力容器１の蒸気圧力設定値Ｐｃの約１０〜２０％となるように設定することにより、復水器３の除熱量を復水器３の定格の５０〜１００％の範囲で調整することが可能となる。

本実施例によれば、隔離時冷却設備の復水器での除熱量を可変にして、復水器の胴側で発生した蒸気の熱エネルギーを有効に利用し、隔離時冷却設備による崩壊熱の除熱の調節を可能にした原子力発電所の隔離時冷却設備が実現できる。

本発明は、原子力発電所停止時の崩壊熱除去と冷温停止に利用できる原子力発電所の隔離時冷却設備に適用可能である。

１：原子炉圧力容器、２：炉水、３：復水器、４：復水器冷却水、５：隔離弁、６：復水器導入配管、７：復水戻り配管、８：復水器排気管、９：圧力調整弁、１０：エジェクタ、１１：フラッシュタンク、１２：排気配管、１３：メッシュ、１４：建物外壁、１５：復水器伝熱管、１６、１７：圧力計、Ｐ１、Ｐ２：蒸気圧力、Ｐｂ：復水器圧力設定値、Ｐｃ：蒸気圧力設定値、１８：圧力制御器、１９：凝縮水伝熱管、２０：凝縮水循環配管、２０ａ：分岐配管、２１：凝縮水切替弁、２２：冷却水配管、９：補給水配管。

Claims

原子炉圧力容器から蒸気を導く導入配管と、この導入配管を通じて原子炉圧力容器から導かれた蒸気を除熱する復水器と、復水器での除熱によって凝縮された復水を前記原子炉圧力容器に戻す戻り配管と、復水器での除熱によって復水器胴側で発生した蒸気を排気する排気配管を備えた原子力発電所の隔離時冷却設備において、
前記排気配管を通じて復水器から排気された蒸気をフラッシュさせて凝縮するフラッシュタンクを備え、
前記排気配管に圧力調節弁を設置し、前記復水器及び原子炉圧力容器に蒸気の圧力を検出する圧力計をそれぞれ設置し、前記圧力計が検出した復水器及び原子炉圧力容器に蒸気の圧力の実測値と圧力設定器で設定した設定値に基づいて圧力調節弁の開閉を調節する圧力制御装置を備えたことを特徴とする原子力発電所の隔離時冷却設備。
請求項１記載の原子力発電所の隔離時冷却設備において、
前記フラッシュタンクに連通する排気配管の端部に蒸気駆動ポンプを設置し、前記フラッシュタンクに該フラッシュタンク内の蒸気を凝縮させる冷却装置を配設し、前記フラッシュタンクで凝縮した凝縮水を前記蒸気駆動ポンプに供給する循環配管を配設した設けたことを特徴とする原子力発電所の隔離時冷却設備。
請求項２記載の原子力発電所の隔離時冷却設備において、
前記フラッシュタンクの凝縮水の水位が復水器の胴内の復水の水位よりも高くなるように設定して、フラッシュタンクから凝縮水の静水頭により凝縮水を前記復水器に供給する第２の循環配管を設置したことを特徴とする原子力発電所の隔離時冷却設
備。
請求項３記載の原子力発電所の隔離時冷却設備において、
前記フラッシュタンクに補給水を供給する補給水配管を設けたことを特徴とする原子力発電所の隔離時冷却設備。