JP5738665B2 - 原子炉の除熱システム - Google Patents

Description

本発明は原子炉の除熱システムに係り、特に、代替設備により圧力抑制室のプール水を冷却して原子炉圧力容器または原子炉格納容器内に注水する原子炉の除熱システムに関する。

原子炉のうち、例えば沸騰水型原子炉では、万全の安全性を期すために一次系配管破断による冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）を想定し、燃料被覆の大破損を防止するとともに炉心で発生する崩壊熱を長期に亘って除去するために非常用炉心冷却系や格納容器冷却系およびそれらの熱を最終ヒートシンクへ移送する補機冷却系等を設置している。

しかしながら、非常用炉心冷却系や格納容器冷却系およびそれらの熱を最終ヒートシンクへ移送する補機冷却系を有する場合であっても、原子炉を有効に冷温停止でき、原子炉の安全性を確保できるシステムが要請されている。

本発明は、このような事情を考慮してなされたもので、その目的は、これら従来から設置されている安全系設備に較べて、簡単な代替設備により原子炉に冷却水を注水して原子炉を冷温停止させることが可能な原子炉の除熱システムを提供することにある。

本発明は、原子炉圧力容器に注水可能に接続された注水管と、前記原子炉圧力容器に注水される水を冷却する冷却器と、圧力抑制室内に水没状態で配設されたジェットポンプと、前記圧力抑制室よりも高所に設置され、前記冷却器を介して前記注水管に給水する一方、前記ジェットポンプに給水する注水ポンプとを有し、前記ジェットポンプは、前記注水ポンプからの給水により駆動して、前記圧力抑制室内の水を前記注水ポンプの吸込側に給水することを特徴とする。

本発明によれば、主に圧力抑制室のプール水を冷却して原子炉圧力容器に注水し、その水は逃がし安全弁排気管を介して再びサプレッションプールに循環するので、原子炉の格納容器と炉心を冷却しながら原子炉を冷温停止することが可能である。

本発明の実施形態に係る原子炉の除熱システムの系統構成図。

以下、本発明の実施形態を図１に基づいて説明する。

図１は、本発明の一実施形態に係る原子炉の除熱システムの系統構成図であり、図中破線矢印は復水貯蔵タンクの貯水の流れを示し、一点鎖線矢印は圧力抑制室のプール水の流れを示している。

図１に示すように原子炉の除熱システム１は、原子炉圧力容器２に注水可能に接続された注水管３を具備している。

原子炉圧力容器２は、炉心４を内蔵する一方、原子炉格納容器５内のドライウェル６に収容されている。原子炉圧力容器２には、その内部で発生した水蒸気を図示省略のタービン側に供給する複数の主蒸気管７が接続されている。これら主蒸気管７の途中には原子炉格納容器５内にて主蒸気逃がし安全弁８が介装されている。

また、これら主蒸気管７には、主蒸気逃がし安全弁８に並列に代替減圧弁９がそれぞれ接続されている。代替減圧弁９は、冷却材喪失事故時に原子炉圧力容器２の圧力が主蒸気逃がし安全弁８の開弁すべき所要の高圧以上に達しているにも拘らず、主蒸気逃がし安全弁８が故障等により開弁しないときに、主蒸気逃がし安全弁８に代えて開弁し、主蒸気の一部を原子炉格納容器５内のドライウェル６へ放出することにより、原子炉圧力容器２内の圧力を減圧し長期間低圧に維持する。

原子炉格納容器５は、その下部外周を同心円状に囲む円環状の圧力抑制室１０を具備している。その他の格納容器の型式でも円環状ではないが基本的には同様な構成となる。圧力抑制室１０は、その周方向に所要のピッチにより配設された複数の鋼製ベント管１１を介して原子炉格納容器５の下部に接続されている。このために、主蒸気逃がし安全弁８または代替減圧弁９の開弁により原子炉格納容器５のドライウェル６内へ放出された水蒸気と水の混合物は、ベント管１１により圧力抑制室１０内のプール水中に導入されて冷却し凝縮される。

圧力抑制室１０は、そのプール水中に、ブースター用のジェットポンプ１２を水没させた状態で配設している。ジェットポンプ１２は、その駆動水供給口に、駆動水を供給する駆動水供給管１３の一端を接続し、プール水を吐出する吐出口に戻し管１４の一端を接続している。これら戻し管１４と駆動水供給管１３の各他端は、上記注水管３の途中に、その長手方向にそれぞれ所要の間隔を置いて接続されている。

注水管３は、これら戻し管１４と駆動水供給管１３の両接続端部同士の中間部に、低圧ポンプの代替注水ポンプ１５を注水ポンプの一例として介装している。

注水管３は、その代替注水ポンプ１５の吸込側の一端部（図１では右端部）に、水源の一例である復水貯蔵タンク１６を接続している。復水貯蔵タンク１６は、主に代替注水ポンプ１５の起動時の短期間、水源となる初期水源である。また、注水管３は、復水貯蔵タンク１６と戻し管１４とにそれぞれ接続される両接続部との間に、電動弁等の上流側開閉弁１７を介装している。

そして、代替注水ポンプ１５は、原子炉格納容器５を収容する図示しない原子炉建屋またはその近傍の建屋で圧力抑制室１０よりも１フロア以上の高所であって水没を回避できる場所であり、事故時でもアクセスが容易な場所に設置されている。

また、代替注水ポンプ１５は、除熱システム１の静水頭のみで水封できると共に、代替注水ポンプ１５起動時の初期水源となる復水貯蔵タンク１６の近傍であって、押込み水頭が得られる高さの建屋フロアに設置される。復水貯蔵タンク１６は、水が貯水されていればよく、消防車等の給水車等外部からの水が補給可能になるように構成されていてもよい。

注水管３は、上記駆動水供給管１３との接続部よりも下流側に、冷却器の一例であるエアフィンクーラー１８を介装し、さらに、このエアフィンクーラー１８の下流側に、電動弁等の下流側開閉弁１９を介装している。エアフィンクーラー１８は、代替注水ポンプ１５からの吐出水を通水する熱交換器と、この熱交換器の外面に配設された複数の空冷用のフィンと、これら熱交換器と空冷フィンに空気を送風する送風機とを具備している。

また、注水管３は、この下流側開閉弁１９よりもさらに下流側であって、原子炉圧力容器２に注水可能に接続される下流側配管の一部を、給水系、高圧炉心スプレイ系、炉心スプレイ系、低圧注水系など原子炉に繋がる配管等、他の系統の既設の冷却材供給管の下流側配管３ａに接続し、共用してもよい。原子炉圧力容器２に限らず、原子炉格納容器５への注入を可能とする構成としてもよい。

次に、この原子炉の除熱システム１の作用を説明する。

まず、待機状態では、開閉弁１９開、開閉弁１７開、弁２１閉、弁２０開で系統内は全て水封状態にある。この外部水源より高い位置にある系統部分については通常時は復水移送系等により封水状態にある。

次に、弁２１を開くと共に、代替注水ポンプ１５を起動する。この起動条件は、例えば次の３つのＡＮＤ条件が成立することを条件とする。
（１）原子炉圧力容器２の炉圧が代替注水ポンプ１５で原子炉への注水ができる所定値（例えば１ＭＰａ）以下であること。
（２）全ての低圧用の非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）の起動に失敗していること。
（３）代替注水ポンプ１５とエアフィンクーラー１８の運転を行うために電源が確保されていること。電源の種類は非常用交流電源に限らず、外部電源や代替除熱システム用のディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）等を含むとする。

この起動条件の成立により、代替注水ポンプ１５が起動すると、駆動水供給配管１３と戻し管１４のミニフローループで循環運転される。循環運転では代替注水ポンプ１５から吐出された高圧の吐出水は、駆動水供給管１３を介してブースター用のジェットポンプ１２の水供給口に供給される。このために、圧力抑制室１０内のプール水がジェットポンプ１２内に吸込口から吸い込まれ（図１のＡ）、昇圧されて吐出口から吐出される。この吐出水は戻し管１４を介して代替注水ポンプ１５の吸込口側に戻り水として給水され、再び代替注水ポンプ１５により昇圧されて吐出される。

これにより、復水貯蔵タンク１６の吸水は、図１中、一点鎖線矢印に示すように、代替注水ポンプ１５、駆動水供給管１３、ジェットポンプ１２および戻し管１４を順次経て、再び代替注水ポンプ１５へ戻る閉ループで循環する。

前記循環運転を所定時間行う間に、代替注水ポンプ１５の起動時の吐出圧上昇とともに代替注水ポンプ１５の吸込側の圧力が漸次立ち上がって行き、やがて充分な有効吸込水頭（ＮＰＳＨ）に達する。

ここで、開閉弁１９を開くと、復水貯蔵タンク１６の貯水が図１中破線矢印に示すように、代替注水ポンプ１５により吸い込まれ、所定圧に昇圧されて原子炉圧力容器２側へ吐出される。また、開閉弁１９を開いた後も代替注水ポンプ１５から吐出された吐出水の一部は、駆動水供給管１３、ジェットポンプ１２、戻し管１４を介して代替注水ポンプ１５の吸込口側に戻り水として給水され、ジェットポンプ１２で吸い込まれた水と共にＮＰＳＨの維持と代替注水ポンプ１５の水源に用いられる。

この後、開閉弁１７が閉弁されると、代替注水ポンプ１５の水源が圧力抑制室１０内のプール水のみとなり、前記圧力抑制室１０内のプール水が代替注水ポンプ１５とジェットポンプ１２により吸い込まれ昇圧され、エアフィンクーラー１８を通水し、ここで冷却されてから原子炉圧力容器２内に注水される。これにより、冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）による冷却材、すなわち炉水を注水補給すると共に冷却することができる。

また、このとき主蒸気逃がし安全弁８が故障等により開弁しないで原子炉圧力が高くなり、代替注水ポンプ１５が炉心注水できないときにも、この主蒸気逃がし安全弁８に代えて代替減圧弁９が開弁し、水蒸気と水の混合物が逃がし安全弁排気管下流または、原子炉格納容器５のドライウェル６内へ放出される。さらに、この放出蒸気と水の混合物は、ベント管１１を通して圧力抑制室１０のプール水中に導入され、ここで蒸気は冷却し凝縮される。これにより、原子炉格納容器５の内圧の上昇を効果的に抑制できる。

そして、この圧力抑制室１０のプール水は、再びジェットポンプ１２により吸い込まれ昇圧されてから、再び代替注水ポンプ１５の吸込口側へ戻され、ここで再び昇圧され、注水管３を通して原子炉圧力容器２内に注水される。

これにより、原子炉圧力容器２内の水位を上昇させた炉水は、代替減圧弁９の開弁により、再び圧力抑制室１０に戻され循環される。これにより、原子炉格納容器５内の冷却材の閉ループが形成される。

そして、原子炉の除熱システム１は、主蒸気逃がし安全弁８または代替減圧弁９により、原子炉圧力容器２が所要の低圧まで減圧された後に、起動されることにより、原子炉圧力容器２と原子炉格納容器５を、例えば１００℃以下の冷温停止まで移行させることが可能になる。すなわち、原子炉圧力容器２と原子炉格納容器５を冷温停止状態へ移行できる。

また、この原子炉の除熱システム１は、主蒸気逃がし安全弁８と共に代替減圧弁９をも具備しているので、主蒸気逃がし安全弁８のみを具備している場合よりも、炉圧を減圧し低圧に維持する場合の確実性の向上を図ることができる。

さらに、ブースター用のジェットポンプ１２により、代替注水ポンプ１５の有効吸込水頭（ＮＰＳＨ）の確保を図っているので、代替注水ポンプ１５を、例えば水没を回避できるこれよりも１フロア以上高い床レベルである高所のよりアクセスしやすい場所に設置でき、津波等により代替注水ポンプ１５が水没または冠水する虞を低減し、かつその後の運転員等の外部からのアクセスも容易にできる。

また、エアフィンクーラー１８は圧力抑制室１０からのプール水を直接冷却するので、冷却用空気との温度差（例えば１００〜３０℃程度）を大きくとることができるために、冷却効率の向上を図ることができる。このために、その冷却効率向上の分、エアフィンクーラー１８の小型軽量化を図ることができる。その結果、このエアフィンクーラー１８を原子炉建屋またはタービン建屋の屋上等にも設置できる。

以上、本発明の幾つかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら新規な実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれるとともに、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれる。

１…原子炉の除熱システム、２…原子炉圧力容器、３…注水管、４…炉心、５…原子炉格納容器、８…主蒸気逃がし安全弁、９…代替減圧弁、１０…圧力抑制室、１１…ベント管、１２…ジェットポンプ、１３…駆動水供給管、１４…戻し管、１５…代替注水ポンプ（注水ポンプ）、１６…復水貯蔵タンク（水源）、１７…開閉弁、１８…エアフィンクーラー（冷却器）、１９…開閉弁、２０…圧力抑制室からの吸込み弁、２１…ブースター用ジェットポンプ駆動流体開閉弁。

Claims (2)

1. 原子炉圧力容器に注水可能に接続された注水管と、
   前記原子炉圧力容器に注水される水を冷却する冷却器と、
   圧力抑制室内に水没状態で配設されたジェットポンプと、
   前記圧力抑制室よりも高所に設置され、前記冷却器を介して前記注水管に給水する一方、前記ジェットポンプに給水する注水ポンプとを有し、
   前記ジェットポンプは、前記注水ポンプからの給水により駆動して、前記圧力抑制室内の水を前記注水ポンプの吸込側に給水することを特徴とする原子炉の除熱システム。
2. 前記原子炉格納容器内の主蒸気の一部を圧力抑制室または原子炉格納容器内に放出することによりこの原子炉圧力容器内を減圧する逃がし安全弁以外の代替減圧弁を主蒸気管に具備していることを特徴とする請求項１に記載の原子炉の除熱システム。

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