JP6072919B2 - 原子炉冷却システム - Google Patents

Description

本発明は、原子炉冷却システムに関する。

原子力プラント（例えば、沸騰水型原子力プラント）では、運転停止後においても、炉心で発生する崩壊熱を除去するために、冷却水を供給して炉心を冷却する必要がある。通常は、原子力プラントの運転停止後において、原子炉圧力容器内の冷却水の一部を原子炉圧力容器に接続している配管に排出し、排出された冷却水をこの配管に接続された熱交換器において海水と熱交換することにより冷却し、冷却された冷却水戻り配管を通して原子炉圧力容器に戻される。このように、原子力プラントの運転停止後に、熱交換器を利用して炉心の崩壊熱を海水に逃がしている。

そして、原子炉圧力容器内の冷却水の上記の熱交換器への供給、及びこの熱交換器への海水の供給に電動ポンプを使用しており、原子力プラント停止後の崩壊熱の除去には電動ポンプを駆動する電力が必要である。原子力プラントの停止時に外部電源が喪失する異常事象が発生した場合には、非常用発電機が駆動されて上記の電動ポンプが駆動され、原子力プラントの停止時における崩壊熱の除去が行われる。

一方で、確率は極めて低いが、外部からの電源供給の喪失、動的機器の多重故障が重なった場合を想定して、重力等の自然力を利用した受動的冷却システムが提案されている。

例えば、特表平９−５０８７００号公報には、格納容器から大気へ熱を放出する受動的冷却システムが提案されている。格納容器内と大気側に熱交換器を設置し、冷媒が通る配管で両者を接続して、冷媒の沸騰凝縮を利用して熱を輸送するシステムである。

特表平９−５０８７００号公報

特許文献１では熱交換器を格納容器内に設置しているが、圧力容器内に設置する場合には以下の課題がある。

電源喪失時に圧力容器内の熱を熱交換器で圧力容器外に輸送する場合、熱交換器に冷媒を通すため、圧力容器を貫通する配管が必要となる。また、熱交換器は定期的に検査をする必要がある。熱交換器を圧力容器本体に設置する場合、検査補修のため、熱交換器を取り外し可能とするには圧力容器内部に圧力容器を貫通する配管との接続部を設ける必要がある。原子炉稼動後は圧力容器内に作業員が入れないため、遠隔で取り外しと復旧作業をする必要があり、時間とコストを要する。

また、通常運転時には炉内熱交換器からの熱漏れにより若干の凝縮水が発生するが、この凝縮水が主蒸気に混入すると熱効率が低下する可能性がある。

本発明は、電力を必要とせず、長期間に原子炉を冷却できる原子炉冷却システムの点検補修を容易に行うことを目的とする。

本発明は、前記炉内熱交換器が前記圧力容器の上蓋の内側に固定されるとともに、前記上蓋を貫通する貫通配管の一方は前記炉内熱交換器と接続され、他方は前記上蓋の外側で接続要素を形成することを特徴とする。

本発明によれば、電力を必要とせず、長期間に原子炉を冷却できる原子炉冷却システムの点検補修が非常に容易となる。

上記した以外の課題、構成及び効果は、以下の実施形態の説明により明らかにされる。

沸騰水型原子炉の電源喪失時に作動する受動的冷却システムの一例を示す。 炉内熱交換器を圧力容器の上蓋の内側に設置した例を示す。 炉内熱交換器を上方から見た時の配置図である。 炉内熱交換器を圧力容器の上蓋の内側に設置した例を示す。 炉内熱交換器を圧力容器の上蓋の内側に設置した例を示す。

原子力プラントは停止後も炉心から崩壊熱が発生するため、この崩壊熱を大気または海水等のヒートシンクに逃がす必要がある。本発明で対象としている冷却システムは、受動的設備であり、長時間、電源を喪失しても原子炉を冷却することが可能である。本発明で、この冷却設備の設置およびメンテナンスを容易にする実施例を以下に説明する。

本発明の実施例を図１および図２を用いて説明する。

図１に沸騰水型原子炉の電源喪失時に作動する受動的冷却システムの一例を示す。この冷却システムは、圧力容器１内に設置された炉内熱交換器２、格納容器６の外側に設置された空冷熱交換器５、および炉内熱交換器２と空冷熱交換器５を結ぶ配管３１とこの冷却システムを起動させるバルブ４で構成されている。空冷熱交換器５の最下部は、炉内熱交換器２の最下部と同位置、又は、炉内熱交換器２の最下部よりも高い位置に設置されている。通常時は、冷却システムで熱を輸送する役目をする冷媒（例えば水）は、バルブ４により仕切られた空冷熱交換器５側の配管３１ｂ内に溜められている。

万一、電源喪失等により電力駆動の冷却設備が停止し、本実施例で対象としている冷却設備で原子炉を冷却する必要が生じた場合には、バルブ４を開放し、炉内熱交換器２へ冷媒を流す。炉内熱交換器２に流入した冷媒は、圧力容器１内の蒸気により加熱されて沸騰して気体となり、空冷熱交換器５に移動する。空冷熱交換器５では空気の自然対流により、冷媒が冷却されて液体に戻り、空冷熱交換器５が炉内熱交換器２よりも高い位置に設置されているため、重力により再び炉内熱交換器２に流れ込む。このように、バルブ４を開放した後は、自然現象により、動力なしにこの冷却サイクルが続く。炉内熱交換器２で冷媒に熱を奪われた蒸気は、凝縮して水に戻り、炉心に移動する。このようにして炉心で発生した熱が大気へ放出される。

図２に、炉内熱交換器２を圧力容器１の上蓋１０の内側に設置した例を示す。炉内熱交換器２は、上蓋１０の内側に溶接、フランジ等により固定されている。複数の伝熱管を有し、各伝熱管の両端はヘッダ８につながっている。貫通配管３２は上蓋１０を貫通し、炉内熱交換器２の冷却管のヘッダ８に接続されている。上蓋１０の外側では、貫通配管３２は空冷熱交換器５につながる配管３１ｃとフランジ等の取り外し可能な接続要素３で接続されている。

定期検査時には、接続要素３で貫通配管３２と配管３１ｃを切り離し、圧力容器１の上蓋１０を取り外す。炉内熱交換器２は上蓋１０と一緒に圧力容器本体から取り外され、原子炉建屋７の作業エリアに保管される。炉内熱交換器２は、上蓋１０と一緒に作業フロアにあるため、被爆管理をしながら作業員が目視等で、保管中に、定期点検・補修を行うことができる。

一方、炉内熱交換器２が圧力容器本体（ここで、「圧力容器本体」とは、圧力容器のうち、上蓋１０を除いた下部の胴体部分を示す。）に接続されている場合は、点検・補修のため炉内熱交換器２のみを圧力容器１内から取り出す機構にするためには、圧力容器１と炉内熱交換器２の間に接続要素を設置する必要がある。圧力容器本体内には蒸気乾燥器２２が設置されている。定期検査時には、圧力容器１は放射線を遮蔽するため水没させるので、接続要素を切り離すには、水中で遠隔操作をする機械が必要となり、点検・補修にコストと時間を要する。

そこで、本実施例のように炉内熱交換器を上蓋１０に取り付けることで、点検・補修が格段に容易となる。

本発明の実施例２を、図３を用いて説明する。図３は、炉内熱交換器２を上方から見た時の配置図である。

炉内熱交換器２の伝熱管表面では圧力容器１内で発生した蒸気が凝縮されて、重力により落下し、炉水に戻される。冷却システムが作動していない通常運転時でも、炉内熱交換器２を介して、圧力容器１の外部への熱漏れが少なからず発生する。このとき、凝縮水が発生する。圧力容器１内の蒸気空間では、主蒸気配管９に向かう流れが発生しており、熱漏れにより発生した凝縮水が、蒸気の流れに捕捉され、主蒸気に混入すると熱効率がわずかながら低下する可能性がある。

このため、本実施例では、圧力容器１の周方向に対し、炉内熱交換器２を、主蒸気配管９が圧力容器１に取り付けた主蒸気配管導入口の直上に配置されないようにしている。即ち、炉内熱交換器２を主蒸気配管導入口の直上から外した位置に設置することで、熱漏れにより発生した凝縮水が主蒸気配管９へ流れ込むのを抑制している。これにより、熱効率低下の可能性を低減できる。

本発明の実施例３を、図４を用いて説明する。図４は、炉内熱交換器２を圧力容器１の上蓋１０の内側に設置した例を示す。

炉内熱交換器２の伝熱管表面では圧力容器１内の蒸気が凝縮し、液膜が発生する。凝縮熱伝達では液膜が大きな熱抵抗となり、熱交換量に影響する。蒸気内に複数の伝熱管を束ねて設置した場合、様々な場所の伝熱管どうしの隙間から蒸気が入り込み、発生した液膜が効率的に熱交換器外へ排出されない可能性がある。この場合、熱抵抗の大きい液膜が熱交換器内に残りやすくなるため、熱交換器の熱交換量が低下する可能性がある。

本実施例では、上下が開放され炉内熱交換器２の側面を覆うカバー１１を設置している。カバー１１により、上から下へ伝熱管に沿って蒸気が流れるようになる。伝熱管上方からカバー１１内に流入した蒸気は伝熱管表面で凝縮し、下方にいくにしたがって凝縮水量が増加して、液膜が厚くなる。カバー内では上から下へ向かう安定な蒸気流により、凝縮水が効率的に炉内熱交換器から排出でき、炉内熱交換器を小型化することができる。

本発明の実施例４を、図５を用いて説明する。図５は、炉内熱交換器２を圧力容器１の上蓋１０の内側に設置した例を示す。図５において、圧力容器本体内には蒸気乾燥器２２、蒸気乾燥器２２の下側に気水分離器２１が設置され、気水分離器２１は通常水位よりも下側に位置している。

実施例２で説明したように、通常運転時にも熱漏れにより炉内熱交換器２から凝縮水が発生し、主蒸気に混入すると熱効率が低下する可能性がある。

本実施例では、炉内熱交換器２を覆うカバー１１の下方出口が圧力容器１本体側に取り付けられた凝縮水流路１２の上方入口に連結されており、凝縮水流路１２の下方出口が通常運転時の圧力容器１内の水位よりも下側に位置している。炉内熱交換器２で発生した凝縮水は、炉内熱交換器２から排出されたあと、カバー１１を伝って流れ落ちる。さらに凝縮水流路１２を通して炉水に戻される。このとき、凝縮水は圧力容器内の蒸気空間に晒されることはないので、主蒸気に混入することはなく、凝縮水の主蒸気への混入による熱効率低下の可能性をなくすことができる。

本実施例では、既設の原子力プラントへ炉内熱交換器を設置する場合について説明する。冷却システムの構成は図１、図２と同じである。

圧力容器１の上蓋１０に炉内熱交換器２を設置する場合には、冷媒を流すための配管３２を通す貫通孔を、取り外した上蓋１０に加工する。上蓋１０は作業フロアに置かれるため、水中作業は必要ない。貫通孔に配管３２を通し、上蓋１０の内側に炉内熱交換器２を設置し、上蓋１０の外側の配管３２にフランジ等の接続要素３を取り付ける。接続要素３は、新たに設置された空冷熱交換器５とつながる配管３１と接続される。炉内熱交換器２を上蓋１０の内部に設置する場合、水中作業を必要とすることなく、容易に施工することができる。

一方、炉内熱交換器２を圧力容器１本体に設置する場合は、以下の理由により、上蓋１０に設置する場合と比較してコストがかかる。まず、圧力容器１本体に冷媒を流すための配管を通す貫通孔を加工する必要があるが、稼動後の圧力容器内は放射線が強いため、水で遮蔽する必要があり、加工は水中でかつ遠隔操作により行う必要がある。また、炉内熱交換器および配管の設置も水中で遠隔操作により行う必要があり、設置コストが増加する。

既設プラントへ本発明で対象としている受動的な冷却システムを導入する場合、本発明を適用することにより、低コストで設置することができる。

なお、本発明は上記した実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上記した実施例は本発明を分かりやすく説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施例の構成の一部を他の実施例の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施例の構成に他の実施例の構成を加えることも可能である。また、各実施例の構成の一部について、他の実施例の構成の追加・削除・置換をすることが可能である。

本発明の冷却システムは、原子炉圧力容器に適用される。

１…圧力容器，２…炉内熱交換器，３…接続要素，４…バルブ，５…空冷熱交換器，６…格納容器，７…原子炉建屋，８…ヘッダ，９…主蒸気配管，１０…上蓋，１１…カバー，１２…凝縮水流路，２１…気水分離器，２２…蒸気乾燥器，３１…配管，３２…貫通配管

Claims (3)

1. 圧力容器内に設置された炉内熱交換器と、格納容器の外側に設置された空冷熱交換器、および前記炉内熱交換器と前記空冷熱交換器を結ぶ配管によって構成された原子炉冷却システムであって、
   前記炉内熱交換器が前記圧力容器の上蓋の内側に固定されるとともに、前記上蓋を貫通する貫通配管の一方は前記炉内熱交換器と接続され、他方は前記上蓋の外側で接続要素を形成し、
   前記炉内熱交換器は、主蒸気配管が前記圧力容器に取り付けた主蒸気配管導入口の直上から外した位置に設置されていることを特徴とする原子炉冷却システム。
2. 請求項１に記載の原子炉冷却システムにおいて、
   上下が開放され、前記炉内熱交換器の側面を覆うカバーが設置されていることを特徴とする原子炉冷却システム。
3. 請求項２に記載の原子炉冷却システムにおいて、
   前記カバーの下方出口が、前記圧力容器本体側に取り付けられた凝縮水流路の上方入口に連結されており、前記凝縮水流路の下方出口が通常運転時の前記圧力容器内の水位よりも下側に位置していることを特徴とする原子炉冷却システム。

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