JP6454622B2 - 原子炉隔離時冷却装置 - Google Patents

Description

本発明は、外部電源と非常用電源が失われた時に炉心の冷却を維持し、炉心溶融等のシビアアクシデントを防止する原子炉隔離時冷却装置に関する。

原子炉は、核燃料ペレットを封止した燃料棒と、燃料棒を束ねた燃料集合体を装荷する炉心と、炉心を内包する原子炉圧力容器（圧力容器）と、さらに圧力容器を気密構造で格納する格納容器とを備える。炉心で発生した蒸気は、圧力容器から主蒸気隔離弁を備える主蒸気管を通ってタービンに送られ、タービンを回した後、復水器で凝縮されて復水貯蔵タンクに貯められる。復水貯蔵タンクの水は、給水ポンプによって圧力容器内に給水される。格納容器内には、主蒸気管破断時等に漏洩した蒸気を、ベント管を通してプール水中で凝縮させて格納容器内の圧力を下げる圧力抑制プールが設けられる。

原子炉には、自然災害や事故による原子炉の緊急停止後に崩壊熱を除去して安全に炉心を冷却するための非常用炉心冷却系として、定格運転時の圧力以上の高圧条件では、圧力容器内に復水貯蔵タンクの復水をポンプ注水できる高圧注水系を備える。

また、給水系の故障等の原因で高圧注水系が機能しない場合においても、原子炉で発生した蒸気でタービン駆動ポンプを回して圧力容器内に冷却水を注水する原子炉隔離時冷却装置が設けられている。原子炉隔離時冷却装置の水源として、復水貯蔵タンクや圧力抑制プール水が用いられ、タービンを駆動した蒸気は、低圧の復水貯蔵タンクや圧力抑制プールに導かれる。

原子炉隔離時冷却装置による注水では、炉心における加熱による蒸発量を超える注水量があれば、圧力容器内の水位は上昇する。また、他系統の注水系と併用する圧力容器内の水位上昇は顕著となる。

圧力容器内の水位が、主蒸気管ノズル部を超えると、冷却水が主蒸気管を通ってタービンに流入し、原子炉隔離時冷却装置の機能が失われるとともに、再起動が困難になる可能性がある。

したがって、圧力容器内の水位は炉心溶融を防ぐため炉心上端より高く、且つ主蒸気管ノズル等より低く制御しなければならない。このため、原子炉隔離時冷却装置の運転では圧力容器内の水位の計測値に基づいて流量調節弁等を開閉してタービンに送る蒸気流量を調節するか、仕切弁で蒸気の流れをオン・オフ制御する必要がある。

原子炉は、地震、風水害等で外部電源が喪失した場合においても、複数の非常用発電機を用いて非常用炉心冷却系の動力用電源、及び計装や弁の開度を調節する制御用電源を確保できるように設計されている。

また、全ての非常用発電機が機能せず動力用電源が失われても、原子炉隔離時冷却装置の動力は原子炉で発生した蒸気であり、電池等の制御電源が確保されている間は、水位の計測や弁開度の制御が継続し、非常用炉心冷却系の機能は確保される。

しかし、上記の電池等を使い切った後や電池等に不具合が生じて計装、制御電源が絶たれると、原子炉隔離時冷却装置が停止する、あるいは注水流量の制御が困難になる等の問題が生じる。

これに対して、原子炉隔離時冷却装置を無電源でも受動的、自動的に制御できれば、さらに高い原子炉の安全性が確保される。

原子炉隔離時冷却装置による注水流量を制御する従来技術として、特許文献１には、タービン駆動ポンプ流量を計測する流量計と、タービン制御装置を設けタービン駆動ポンプの定格流量設定値と該流量計測値を比較し、タービンへの蒸気流量を調節する技術が開示されている。

さらに、特許文献１には、その実施例に、タービン駆動ポンプの吐出側の流路に流路面積縮小部を設け、該縮小部の前後に差圧検出配管を設け、タービンへの蒸気流量調節弁の開度調節軸にピストンを取り付けて、ポンプ流量に相関する該差圧検出配管の圧力差によって、該ピストンを動かし、蒸気流量を調節する技術が開示されている。

特開２００３−３０２４９０号公報

上述した特許文献１に記載の技術では、制御電源が失われた場合においても、流路面積縮小部の前後の差圧を用いて、機械的に蒸気流量を調節し、圧力容器への冷却水の注水流量を制御可能である。

しかし、特許文献１に記載の技術にあっては、制御電源が失われた場合の圧力容器内の水位計測手段が無く、注水流量を一定値に制御するだけでは時々刻々の圧力容器内の除熱状態が不定であるため、圧力容器内の水位を炉心上端より上方で、且つ主蒸気管ノズル等の上限目標値より下方に保つ水位制御機能が得られないという課題がある。

本発明の目的は、原子炉の外部電源及び非常用電源が喪失した場合においても、原子炉隔離時冷却装置の運転を無電源で受動的、自動的に調節し、圧力容器内の水位を炉心上端より上方で、且つ主蒸気管ノズル等の上限目標値より下方に保つことが可能な原子炉隔離時冷却装置を実現することである。

上記目的を達成するため、本発明は次のように構成される。

原子炉隔離時冷却装置において、炉心を内包する原子炉圧力容器に接続される主蒸気管から蒸気を蒸気タービンに供給するタービン給気流路と、上記タービン給気流路に配置され、上記蒸気タービンの上流側に配置され、上記蒸気タービンに供給される蒸気を調整する流量調整弁と、水を貯留し、上記原子炉圧力容器内より低圧の低圧空間を有する貯水プールと、上記蒸気タービンにより駆動され、上記貯水プールに貯留された水を上記原子炉圧力容器内に供給するポンプと、上記蒸気タービンと上記貯留プールとを接続し、上記主蒸気管と上記貯水プールとを上記蒸気タービンを介して連通するタービン排気流路と、上記原子炉圧力容器内に配置される主蒸気管ノズルより下方であって、かつ、上記炉心の上端より上方の空間に位置される取水口を有する給水流路と、上記給水流路から上記原子炉圧力容器内の水が供給され、供給された水の動圧または水頭圧を動力に変換し、上記流量調整弁を開方向又は閉方向に駆動する圧力回収装置と、上記圧力回収装置と上記貯水プールとの間に接続され、上記圧力回収装置から排出された水を上記貯水プールに供給する排水流路と、を備える。

本発明によれば、原子炉の外部電源及び非常用電源が喪失した場合においても、原子炉隔離時冷却装置の運転を無電源で受動的、自動的に調節し、圧力容器内の水位を炉心上端より上方で、且つ主蒸気管ノズル等の上限目標値より下方に保つことが可能な原子炉隔離時冷却装置を実現することができる。

本発明の実施例１に係る原子炉隔離時冷却装置の全体概略構成図である。 本発明の実施例１に係る圧力回収装置の構造を説明する断面図である。 本発明の実施例１の変形例に係る圧力回収装置の構造を説明する断面図である。 本発明の実施例２に係る圧力回収装置の構造を説明する断面図である。 本発明の実施例２の変形例に係る圧力回収装置の構造を説明する断面図である。 本発明の実施例３に係る原子炉隔離時冷却装置の全体概略構成図である。 実施例３に係わる圧力回収装置の構造を説明する断面図である。 本発明の実施例４に係る原子炉隔離時冷却装置の全体概略構成図である。 本発明の実施例４における取水管の取水口の断面図である。 本発明の実施例５に係る原子炉隔離時冷却装置の概略構成図である。 本発明の実施例５に係る原子炉隔離時冷却装置の概略構成図である。

本発明の実施形態について、添付図面を参照して詳細に説明する。

本発明の実施形態に係る原子炉隔離時冷却装置は、沸騰水型原子炉、加圧水型原子炉等の軽水炉、及び高速増殖炉、新型転換炉、高温ガス炉他の各種原子炉に適用可能である。

以下、これら各種原子炉のうち沸騰水型原子炉に本発明を適用する場合を例に説明するが、これに限られるものではなく、また、本発明の趣旨を逸脱しない範囲において各種の変形が可能である。

（実施例１）
本発明の実施例１について、図１〜図３を参照して詳細に説明する。

図１は、本発明の実施例１に係る原子炉隔離時冷却装置の全体概略構成図である。図１において、核燃料集合体が装架された炉心２が原子炉圧力容器１内に設置（内包）されている。原子炉圧力容器１の上部には炉心２で発生した蒸気を蒸気タービン４に供給する主蒸気管３が取り付けられ、この主蒸気管３は原子炉圧力容器１内に位置する主蒸気管ノズル３Ｎに接続されている。主蒸気管３には逃がし安全弁１７や主蒸気隔離弁１６が取り付けられている。なお、主蒸気管ノズル３Ｎは、図１以外の他の図では省略している。

また、水を貯留する貯水プール６は、格納容器外に設置された復水貯蔵タンクや、格納容器内の圧力抑制プール等の原子炉圧力容器１内に比較して低圧雰囲気の貯水プールを代表して表す。貯水プール６が圧力抑制プールの場合には、ポンプ給水流路３５、タービン排気流路３４、排水流路３６、及び逃がし安全弁排気流路１８が、貯水プール６に連通している。貯水プール６が復水貯蔵タンクの場合、ポンプ給水流路３５は、復水貯蔵タンクである貯水プール６に連通するが、タービン排気流路３４、排水流路３６、及び逃がし安全弁排気流路１８は、圧力抑制プールに連通する。

主蒸気管３と貯水プール６との間に、タービン給気流路３１、自動弁２１、流量調節弁７、蒸気タービン４、弁１１、タービン排気流路３４、自動弁２３が設けられている。蒸気タービン４は、同軸駆動のポンプ５とともに、タービン駆動ポンプ型の原子炉隔離時冷却装置の注水系を構成する。ポンプ５は、その上流側が自動弁２４を介してポンプ給水流路３５により貯水タンク６に連通し、ポンプ５の下流側が自動弁２６を介してポンプ注水流路３３により原子炉圧力容器１に連通する。

タービン給気流路３１、タービン排気流路３４、ポンプ給水流路３５、ポンプ注水流路３３の系統は、従来の原子炉隔離時冷却装置の蒸気タービン４の上流下流、給水ポンプ５の上流下流の系統と並列に設けても良く、従来の系統に置き換えても良い。

ここで、自動弁とは空気圧、電動モータ、油圧等のアクチュエータで弁開度を遠隔で調節する弁を表し、本発明の実施例においては特に記載の無い弁は手動弁を表すものとする。本実施例１では、注水流路、給水流路に必要となる弁の開閉、流量調節機能を最小限の弁で表しており、同じ機能の弁類を複数配置することを否定するものではなく、また、システム概念の説明に自動弁を手動弁の操作で記述しても構わない。

好ましくは、自動弁２１、自動弁２３、自動弁２４、自動弁２６は流路の開閉用の弁であり、型式は仕切弁、あるいはボール弁が適している。また、自動弁２１、自動弁２３、自動弁２４、自動弁２６は、全交流電源が断たれ、さらに非常用バッテリー等の制御電源も失われた場合に、弁が開となるノーマル・オープン型の弁である。

一方、弁１１は流量調節用の手動弁であり、型式はダイアフラム弁、玉形弁、バタフライ弁が適している。弁１１は、原子炉の全交流電源、及び非常用バッテリー等の制御電源が失われた場合に、ノーマル・オープン型の自動弁が全て開いた後の、タービン４の蒸気流量とタービン駆動のポンプ５の注水流量が目標値になるように、予め開度が設定される。

上記の原子炉隔離時冷却装置において、本発明の実施例１ではタービン給気流路３１に、タービン４への蒸気流量を調節するための流量調節弁７を設け、原子炉圧力容器１における主蒸気管３との接合部より下方で且つ炉心２の上端より上方の高さに連通する取水口３２Ｐを有し、かつ、自動弁２５を備えた給水流路３２を設け、給水流路３２に接続され給水流路３２を流れる水の動圧や水頭圧を動力に変換する圧力回収装置８を設け、圧力回収装置８と貯水タンク６を弁１０と自動弁２７を備える排水流路３６で連通する。

なお、取水口３２Ｐは図１以外の他の図では省略する。圧力回収装置８と流量調節弁７を流体継手９で接続し、圧力回収装置８で得られた軸駆動力を、流体継手９を介して流量調節弁駆動軸１４に伝達し、流量調節弁７の開度調整を可能とする。

好ましくは、自動弁２５、自動弁２７は流路３２、３６の開閉用の弁であり、型式は仕切弁、あるいはボール弁が適している。また、自動弁２５、自動弁２７は、全交流電源が断たれ、さらに非常用バッテリー等の制御電源も失われた場合に、弁が開となるノーマル・オープン型の弁である。弁１０は、流量調節用の手動弁であり、型式はダイアフラム弁、玉形弁、バタフライ弁が適している。弁１０は、圧力回収装置８で回収される動圧が、流量調節弁７の開度調整に必要な軸駆動力になるように、予め開度が設定される。このため、弁１０の代わりにオリフィスを用いても良い。

図２は、本発明の実施例１に係る圧力回収装置８の構造を説明する断面図である。本実施例１の圧力回収装置８は、水の動圧（流れで生じる圧力）を回収して動力に変換する動圧回収装置であり、図２では動圧回収装置として反動型水車のプロペラ水車を用いた例を示している。図２の（Ａ）は、圧力回収装置８及び流体継手９の断面図を示し、図２の（Ｂ）は、圧力回収装置８を説明するための断面図である。

図２において、圧力回収装置８は、動圧回収装置であって、ケーシング５９の内部にランナー５８とランナーに取り付けられた羽根であるベーン５７、ランナー５８を取り付けたシャフト６０を備えている。図示していないが、シャフト、駆動軸には円滑に回転するように、軸受けやグランドパッキン等の軸封部品が用いられる。シャフト６０は、流体継手駆動軸１３に接合され、流体継手駆動軸１３が流体継手９内の入力側羽根車５０に接合される。

流体継手９の内部は流体であるオイル（作動油）１５で満たされており、入力側羽根車５０が回転すると、オイルの流動を通して回転の動力が出力側羽根車４９に伝達される。出力側羽根車４９の回転は、出力側羽根車４９に接合された流量調節弁駆動軸１４に伝わり、流量調節弁７が閉じる方向に回転する。流量調節弁駆動軸１４に取り付けられた復座機構４８は、ばね等の復元力を利用するもので、流体継手駆動軸１３が回る間は流量調節弁７が閉じるのと並行してばねが収縮し、流体継手駆動軸１３の回転が低下すると逆に、ばねの復元力が支配的となって、流量調節弁７が開く方向に回転する作用を利用している。出力側の流量調節弁７の完全閉で出力側羽根車４９の回転が停止することやトルク向上を考慮して、トルクコンバータ型の流体継手を用いても良い。流量調節弁７は、流体継手駆動軸１３が回り切った時点で完全閉止して良く、また、完全閉止せず最小流量の蒸気の通過が可能な弁座構造としても良い。完全閉止しない場合は、弁の閉固着防止や最小注水流量の維持機能が得られる。

以下、本発明の実施例１に係る原子炉隔離時冷却装置の動作を説明する。

自然災害等による原子炉の緊急停止時において、図１に示す主蒸気隔離弁１６が全閉になった場合には、原子炉圧力容器１内の上昇した原子炉圧力が主蒸気逃がし安全弁１７の開閉で抑制されるとともに、原子炉隔離時冷却装置によって原子炉蒸気を消費しながら原子炉が減圧され、炉心２で発生する崩壊熱も除去される。

外部電源が失われている場合においても、複数の非常用発電機を用いて非常用炉心冷却系の動力用電源、及び計装や弁の開度を調節する制御用電源を確保できるように設計されている。万が一、全ての非常用発電機が機能せず動力用電源が失われても、原子炉隔離時冷却装置の動力は炉心２で発生した蒸気であり、電池等の制御電源が確保されている間は、水位の計測や弁開度の制御が継続し、非常用炉心冷却系の機能は確保される。

しかし、上記の電池等を使い切った後や電池等に不具合が生じて計装、制御電源が絶たれた場合に、本実施例１に示した自動弁構成の原子炉隔離時冷却装置を用いない場合は、蒸気タービン４で駆動されるポンプ５による原子炉圧力容器１内への注水は継続するものの、原子炉圧力容器１内の水位制御は困難になる。水位が上昇すると、主蒸気管３から溢水し、タービン給気流路３１を通って、蒸気タービン４に冷却水が流入し、蒸気タービン４を浸した水によって、原子炉隔離時冷却装置の運転や再起動が困難になる可能性がある。

本発明の実施例１では、原子炉隔離時冷却装置等による注水で原子炉圧力容器１の水位が図１のレベルＨ１（炉心２の上端部より上方かつ取水口３２Ｐより下方）より上方の取水口３２Ｐを超えると、給水流路３２から圧力回収装置８への冷却水流入が始まり、図２に示したプロペラ水車のランナー５８が回転を開始する。原子炉圧力容器１の水位がさらに上昇すると、水頭と弁１０の圧力損失で定まる流量に達して、圧力回収装置８のプロペラ水車の回転が増加し、十分な動力が発生する。この動力が、図２の流体継手９の入力側羽根車５０を回し、流体継手９内のオイルを介して出力側羽根車４９が回転する。この時、水位はレベルＨ２（主蒸気管ノズル３Ｎより下方）まで到達する。

その結果、流量調節弁７が徐々に閉まり、図１の蒸気タービン４への蒸気流量が減少して、ポンプ５による原子炉圧力容器１内への給水流量が低下する。

このとき、復座機構４８には、弁を開く方向の力（開方向への駆動力）が蓄積される。

給水流量の減少によって、原子炉圧力容器１の水位は低下する。この時、炉心２で発生する蒸気は、原子炉圧力容器１の圧力が過大になると主蒸気逃がし安全弁１７等から放出される。

原子炉圧力容器１の水位低下にともなって、水位が給水流路３２以下になると、圧力回収装置８への冷却水流入が停止する。その結果、入力側羽根車５０が停止して出力側羽根車４９への動力が無くなり、復座機構４８によって流量調節弁７が徐々に開いていく。この時、水位はレベルＨ１まで低下する。

流量調節弁７が開くことによって、再び蒸気が蒸気タービン４に流入し、原子炉圧力容器１へのポンプ５による給水流量が増加して、原子炉圧力容器１の水位が上昇する。

以上の動作が繰り返されることによって、原子炉圧力容器１内の水位をレベルＨ１からレベルＨ２の間に保ち、炉心２の冷却に必要な給水流量が保たれた状態が継続する。動作の時間遅れを考慮して、レベルＨ１が炉心２の上端より下方にならないように、また、レベルＨ２が主蒸気管ノズル３Ｎより上方にならないように、取水口３２Ｐの高さを決定する。

圧力回収装置８に、図２に示したプロペラ水車を用いる場合、特に低水頭でも動圧を回収し易い特性が得られる。

図３は、本発明の実施例１の変形例に係る圧力回収装置８の構造を説明する断面図であり、図１の構成で圧力回収装置８に反動型水車のフランシス水車を用いた例である。

つまり、図３に示すように、ケーシング５９と間隙４１を有し、ベーン４３を備えるランナー４２が配置され、排水流路３６とケーシング５９とは吸出管６１を介して排出流路３６と接続されている。給水流路３２からケーシング５９の駆動流体入口（水入口）から、ケーシング５９と吸出管６１と接続部分である駆動流体出口（水出口）までを、駆動流体である水がランナー４２を迂回して通過するために間隙４１が形成されている。この間隙４１は微小流量の蒸気抜き流路として機能する。

図３に示したフランシス水車の例は、原子炉隔離時冷却装置の作用は、プロペラ水車を用いた場合と同じであるが、フランシス水車では特に、プロペラ水車より動力回収の効率が高い特性を有する。

以上のように、本実施例１によれば、原子炉の外部電源及び非常用電源が喪失した場合においても、原子炉隔離時冷却装置の運転を無電源で受動的、自動的に調節し、圧力容器１内の水位を炉心２上端より上方で、且つ主蒸気管ノズル等の上限目標値より下方に保つことが可能な原子炉隔離時冷却装置を実現することができる。

つまり、原子炉の外部電源及び非常用電源が喪失した場合において、原子炉隔離時冷却装置による圧力容器１内への注水時に、無電源で圧力容器１内の水位を適正に保つことによって、原子炉隔離時冷却装置の蒸気タービン４への溢水を防止できるので原子炉の信頼性が向上し、炉心溶融防止によって原子炉の安全性が向上する。

また、圧力容器１内の水位を適正に保つことによって、注水の過不足が防止され、限られた注水用の貯水量に対して長期の注水が可能となるので、原子炉の安全性が向上する。

また、弁１０やオリフィスの挿入によって、圧力回収装置８の水の使用量を低減するとともに、水頭の形成が容易になる効果が得られる。流体継手９による弁７を閉じる向きの力と、弁７を開方向に戻す復座機構４８の動作によって、圧力容器１の水位が上昇して圧力回収装置８に水が流入した場合に流量調節弁７が閉じられ、圧力容器１の水位が低下し圧力回収装置８の水が排出された場合に流量調節弁７が開かれる操作が、自動的、且つ連続的に可能となり、圧力容器1内の水位が一定範囲内に維持され原子炉の信頼性が向上する。

なお、圧力回収装置８と流体継手９とを合わせて圧力回収装置と総称することも可能である。

（実施例２）
次に、本発明の実施例２について、図１、図４、図５を参照して詳細に説明する。本発明の実施例２に係る原子炉隔離時冷却装置の全体構成は、実施例１と同様であるので、詳細な説明は省略する。

図４は、本発明の実施例２に係る圧力回収装置８の構造を説明する断面図であり、図１の構成で圧力回収装置８に動圧回収装置である衝動型水車のペルトン水車を用いた場合である。図４の（Ａ）は、圧力回収装置８及び流体継手９の断面図を示し、図４の（Ｂ）は、圧力回収装置８を説明するための断面図である。

給水流路３２には、ペルトン水車のランナー４４のバケット４５に衝突する噴流Ｗ１を生成するための射出ノズル４６とニードル４７が取り付けられる。ペルトン水車型の圧力回収装置８は、水圧を噴流の動圧に変換して動力を回収する方式であるため、水圧を確保するためには射出ノズル４６とニードル４７の圧力損失がプロペラ水車型やフランシス水車型より大きくなる。このため、図１に示す弁１０、あるいは実施例１で説明したように弁１０に代わるオリフィスで与える圧力損失は低くても良い。

図５は、本発明の実施例２の変形例に係る圧力回収装置８の構造を説明する断面図である。図５の例は、図４に示したペルトン水車型の圧力回収装置８において、射出ノズル４６を水車本体から距離Ｌだけ離した給水流路３２の上流部に取り付ける例である。

距離Ｌは、噴流Ｗ１の拡大がバケット４５の幅より狭くなる範囲で、射出ノズル４６から蒸気が噴出する場合に給水流路３２で流れの乱れと拡散で蒸気の運動量が減少する長さに設定する。

この場合、ニードル４７の寸法、形状も蒸気の乱れと拡散を促進するように設定すると、水の場合と蒸気の場合で動圧の差が拡大する効果が期待される。本実施例の水車用のランナー４４の寸法とバケット４５の枚数では、蒸気がバケット４５に衝突したときに動圧を動力に変換する効率は低いが、図５に示すように射出ノズル４６を水車本体から離して取り付けることによって、さらに蒸気の動圧が低減され、水車が流量調節弁７の開閉操作に与える蒸気と水の場合の動力差が大きくなり、弁の開閉の信頼性が向上する。

ペルトン水車の圧力回収装置８では、原子炉隔離時冷却装置の作用は、プロペラ水車用いた場合と同じであるが、ペルトン水車は特に、プロペラ水車より効率は劣るが、流量の変化に対して効率の変動が少ないため、動作の確実性が高まる効果が得られる。

以上に説明した本実施例２によれば、実施例１の効果に加えて、原子炉隔離時冷却装置の動作の確実性が高まるため、原子炉の信頼性と安全性が向上する。

（実施例３）
次に、本発明の実施例３について、図６、図７を参照して詳細に説明する。図６は、本発明の実施例３に係る原子炉隔離時冷却装置の全体概略構成図である。

図１に示した実施例１における原子炉隔離時冷却装置の概略構成図において、水車を用いた圧力回収装置８、流体継手９に代えて、給水流路３２に流入する水の水頭圧を直接利用する水頭圧回収装置である圧力回収装置６３が配置されている。

さらに、図１における流量調節弁駆動軸１４に代えて、弁駆動軸６２が配置され、排水流路３６の弁１０に代えて弁（圧力損失を生じる流動抵抗体）５５が配置され、流量調整弁７に代えて流量調整弁５２が配置されている。

図７は、実施例３に係わる圧力回収装置６３の構造を説明する断面図である。図７において、圧力回収装置６３は、シリンダー５６とピストン５４とを備え、ピストン５４には流量調節弁５２の流量調節弁駆動軸６２が接合されている。

図７において、流量調節弁５２は弁駆動軸６２の前後動によって流量調節弁５２の開度が変化する例を示すが、弁駆動軸６２の前後動を回転に変えて、回転により弁開度を変化させる構成としてもよい。本実施例３では、シリンダー５６内面とピストン５４とで囲まれる空間の一部に給水流路３２が接続される。また、同空間の他の部分に弁５５を介して排水流路３６が接続される。弁５５は、圧力回収装置６３で回収される水頭圧が、流量調節弁５２の開度調整に必要な軸駆動力になるように、予め開度が設定される。予め開度が定められるため、弁５５の代わりにオリフィスを用いても良い。

本実施例３は、原子炉圧力容器１の水位が図６の取水口３２Ｐを越えると、給水流路３２から圧力回収装置６３のシリンダー５６への冷却水流入が始まり、ピストン５４が水頭圧で押されて流量調節弁５２の駆動軸６２が流量調節弁５２を閉める方向に移動する。流量調節弁５２が徐々に閉まり、図６の蒸気タービン４への蒸気流量が減少して、ポンプ５による原子炉圧力容器１内への給水流量が低下する。水位は、レベルＨ２に達する。この時、ばね機構等で構成される流量調節弁復座機構５３では、流量調整弁５２の開方向への力が蓄積される。

原子炉圧力容器１への給水流量の減少によって、原子炉圧力容器１の水位が低下し、これにともなって、水位が図６のレベルＨ１以下になると、原子炉圧力容器１内の給水流路３２の取入口における水面が切れて（水面が取入口より下方となり）、圧力回収装置６３のシリンダー５６への冷却水流入が停止するとともに、シリンダー５６内の水は排水流路３６から排出される。水位は、レベルＨ１まで低下する。

その結果、シリンダー５６の圧力が低下し、流量調節弁復座機構５３に蓄積されたばね等の復元力によってピストン５４が流量調整弁５２を開とする方向へ移動していく。流量調節弁５２が開くことによって、再び蒸気が蒸気タービン４に流入し、原子炉圧力容器１へのポンプ５による給水流量が増加して、原子炉圧力容器１の水位が上昇する。以上の動作が繰り返されることによって、原子炉圧力容器１内の水位をＨ１からＨ２の間に保ち、炉心２の冷却に必要な給水流量が保たれた状態が継続する。

以上の本実施例３によれば、実施例１と同様な効果を得ることができる。

（実施例４）
次に、本発明の実施例４について、図８、図９を参照して詳細に説明する。図８は、本発明の実施例４に係る原子炉隔離時冷却装置の全体概略構成図である。実施例４は、図１に示した実施例１の原子炉隔離時冷却装置の全体概略構成において、原子炉圧力容器１内の給水流路３２の取入口を鉛直下向きに下げて、数１０センチメートルの長さの取水管６７を取り付けている。実施例４の他の構成は、実施例１と同等となっている。

なお、図８は、図１に示した構成に取水管６７を取り付けているが、実施例２、実施例３に、取水管６７を取り付ける構成も実施例４に含まれるものである。

図８において、原子炉圧力容器１内の水位の上昇に伴って、水位が取水管６７の上端を越えたところで圧力回収装置８への給水が始まる一方で、原子炉圧力容器１内の水位の下降時に、サイホン効果によって取水管６７の下端（レベルＨ３）にまで水位が低下するまで、圧力回収装置８への給水が継続する。

弁１０や図４、図５に示した射出ノズル４６での圧力損失が大きいほど、給水流路３２での圧力勾配が減少するため、このサイホン効果は顕著になる。

図９は、本発明の実施例４における取水管６７の取水口の断面図である。取水管６７の水の取入口に、図９に示すように、円管状の環状バッフル６８（図９の（Ａ））、あるいは円錐状の環状バッフル６９（図９の（Ｂ））を取り付ける。環状バッフル６８、及び環状バッフル６９の上面には、バッフル内外の均圧化のためのガス抜き孔７０が形成される。これによって、取水時の原子炉圧力容器１内の液面の揺動が環状バッフル６８、あるいは環状バッフル６９に抑制され、取水管６７の水取り込み口の水面はほぼ一定となる。

したがって、取水管６７に取り込まれた水に蒸気が混入し難くなり、取水管６７への水の流入が安定する。

以上に説明した取水管６７や環状バッフル６８、６９を用いることによって、原子炉圧力容器１内の水位変動による圧力回収装置８の水車の起動変動が抑制されるとともに、図６、図７に示したピストン５４の頻繁な前後動が抑制されて、原子炉隔離時冷却装置の信頼性が向上する。

本発明の実施例４によれば、実施例１と同様な効果を得ることができる他、原子炉隔離時冷却装置の信頼性がより向上するとともに、原子炉の安全性がさらに向上する。

（実施例５）
次に、本発明の実施例５について、図１０、図１１を参照して詳細に説明する。図１０、図１１は、本発明の実施例５に係る原子炉隔離時冷却装置の概略構成図である。実施例５は、図８に示した原子炉隔離時冷却装置の構成において、圧力回収装置８より上流側であり、自動弁２５の下流側の給水流路３２に、バッファタンク７１を取り付けている。

原子炉圧力容器１内の水位の上昇にともなって、取水管６７の上端を越えたところで圧力回収装置８への給水が始まる一方で、原子炉圧力容器１内の水位の下降時に、サイホン効果によって取水管６７の下端（レベルＨ３）に水位が低下するまで圧力回収装置８への給水が継続するが、取水管６７の下端以下に水位が低下すると圧力回収装置８への給水が停止する。

この圧力回収装置８への給水開始時と給水停止時には、原子炉圧力容器１内における液面の変動で給水流路３２への水の流入が断続的になる。このため、圧力回収装置８の起動・停止が断続的になって、蒸気タービン４の回転が不安定になる可能性がある。

実施例４の環状バッフル６８、６９によって、給水流路３２への断続的な水の流入は改善されるが、さらに断続的に流入した水を給水流路３２の流路断面積より大の流路断面積を有するバッファタンク７１に貯水する。

バッファタンク７１の下流側の給水流路３２の圧力損失でバッファタンク７１内には水位が形成されるため、給水流路３２に断続的に流入する水がバッファタンク７１からは連続的に圧力回収装置８に送られることになる。

これによって、圧力回収装置８の起動・停止が確実に切り替わり、蒸気タービン４の不安定な回転が防止される。

さらに、図１１は、図１０に示した実施例５の変形例であり、バッファタンク７１と主蒸気管３とが、蒸気抜き流路７２で連通される構成である。図示しないが蒸気抜き流路７２は、全交流電源が断たれ、さらに非常用バッテリー等の制御電源も失われた場合に、弁が開となるノーマル・オープン型の弁を取り付け、通常運転時には主蒸気管３と連通しない構造とする。

給水流路３２を通ってバッファタンク７１に断続的に水が流入する際に、蒸気や非凝縮性ガスが混入する可能性がある。これらの気体は浮力で水中を上昇するため、流路の閉塞や逆流の原因となる可能性がある。

図１１に示した原子炉隔離時冷却装置では、バッファタンク７１に流入した蒸気や非凝縮性ガスなどの気体が蒸気抜き流路７２によって主蒸気管３に抜かれるため、流路の閉塞や逆流の発生を防止することができる。蒸気抜き流路７２は、圧力容器１内の給水流路３２の取水位置より上方の空間部に接続しても良い。

以上に説明した本実施例５によれば、実施例４と同等な効果が得られる他、原子炉隔離時冷却装置の信頼性が向上し、原子炉の安全性が向上する。

なお、動圧回収装置を水車型制御装置とする場合は、プロペラ水車、または、フランシス水車、または、斜流水車、または、ペルトン水車、または、揚水水車、または、クロスフロー水車を用いることができる。

また、水頭圧回収装置はシリンダーとピストンで構成される。シリンダー内に導かれた水の水頭でピストンが押され、ピストンに接続された流量調節弁駆動軸が弁を閉じる方向に移動する。

また、水圧回収装置と貯水プール空間の間に、圧力損失を与えるための弁やオリフィスを挿入しても良い。また、流体継手には、トルクコンバータを用いても良い。

好ましくは、流量調節弁駆動軸に、無負荷時に弁を開方向に戻すばね等を用いた復座装置取り付けると良い。さらに、該水圧回収装置を有する流路の圧力容器側入口に、流路入口より下方に取り入れ口を有する立ち下げ流路を取り付けると良い。

１・・・原子炉圧力容器、２・・・炉心、３・・・主蒸気管、３Ｎ・・・主蒸気管ノズル、４・・・蒸気タービン、５・・・ポンプ、６・・・貯水プール、７・・・流量調節弁、８、６３・・・圧力回収装置、９・・・流体継手、１０、１１・・・弁、１３・・・流体継手駆動軸、１４、６２・・・流量調節弁駆動軸、１５・・・作動油、１６・・・主蒸気隔離弁、１７・・・主蒸気逃がし安全弁、１８・・・逃がし安全弁排気流路、２１、２３、２４、２５、２６、２７・・・自動弁、３１・・・タービン給気流路、３２・・・給水流路、３２Ｐ・・・取水口、３３・・・ポンプ注水流路、３４・・・タービン排気流路、３５・・・ポンプ給水流路、３６・・・排水流路、４１・・・間隙、４２、４４、５８・・・ランナー、４３、５７・・・ベーン、４５・・・バケット、４６・・・射出ノズル、４７・・・ニードル、４８・・・復座機構、４９・・・出力側羽根車、５０・・・入力側羽根車、５１・・・ガイドベーン、５２・・・流量調節弁、５３・・・流量調節弁復座機構、５４・・・ピストン、５５・・・弁、５６・・・シリンダー、５９・・・ケーシング、６０・・・シャフト、６１・・・吸出管、６７・・・取水管、６８、６９・・・環状バッフル、７０・・・ガス抜き孔、７１・・・バッファタンク、７２・・・蒸気抜き流路、Ｈ１・・・ポンプ注水停止水位、Ｈ２・・・ポンプ注水開始水位、Ｈ３・・・ポンプ注水停止水位、Ｗ１・・・噴流

Claims (14)

1. 炉心を内包する原子炉圧力容器に接続される主蒸気管から蒸気を蒸気タービンに供給するタービン給気流路と、
   上記タービン給気流路に配置され、上記蒸気タービンの上流側に配置され、上記蒸気タービンに供給される蒸気を調整する流量調整弁と、
   水を貯留し、上記原子炉圧力容器内より低圧の低圧空間を有する貯水プールと、
   上記蒸気タービンにより駆動され、上記貯水プールに貯留された水を上記原子炉圧力容器内に供給するポンプと、
   上記蒸気タービンと上記貯留プールとを接続し、上記主蒸気管と上記貯水プールとを上記蒸気タービンを介して連通するタービン排気流路と、
   上記原子炉圧力容器内に配置される主蒸気管ノズルより下方であって、かつ、上記炉心の上端より上方の空間に位置される取水口を有する給水流路と、
   上記給水流路から上記原子炉圧力容器内の水が供給され、供給された水の動圧または水頭圧を動力に変換し、上記流量調整弁を開方向又は閉方向に駆動する圧力回収装置と、
   上記圧力回収装置と上記貯水プールとの間に接続され、上記圧力回収装置から排出された水を上記貯水プールに供給する排水流路と、
   を備えることを特徴とする原子炉隔離時冷却装置。
2. 請求項１に記載の原子炉隔離時冷却装置において、
   上記圧力回収装置と上記流量調節弁とを接続する流量調節弁駆動軸をさらに備え、上記圧力回収装置は上記流量調節弁駆動軸を介して上記流量調節弁を開方向又は閉方向に駆動することを特徴とする原子炉隔離時冷却装置。
3. 請求項２に記載の原子炉隔離時冷却装置において、
   上記圧力回収装置は回転軸を有し、水の動圧を回転力に変換する動圧回収装置であり、上記圧力回収装置は、上記回転軸の回転を、流体を介して伝達する流体継手を有し、上記流体継手により上記流量調節弁駆動軸を駆動し、上記流量調整弁を開方向又は閉方向に駆動することを特徴とする原子炉隔離時冷却装置。
4. 請求項２記載の原子炉隔離時冷却装置において、
   上記圧力回収装置は、水の水頭圧を駆動面の圧力に変換する水頭圧回収装置であり、上記圧力回収装置の駆動面が上記流量調節弁駆動軸に連接され、水の水頭圧で上記流量調節弁駆動軸を駆動することを特徴とする原子炉隔離時冷却装置。
5. 請求項４に記載の原子炉隔離時冷却装置において、
   上記排水流路に、圧力損失を生じる流動抵抗体が配置されることを特徴とする原子炉隔離時冷却装置。
6. 請求項３に記載の原子炉隔離時冷却装置において、
   上記動圧回収装置である圧力回収装置は水車型制御装置であることを特徴とする原子炉隔離時冷却装置。
7. 請求項６に記載の原子炉隔離時冷却装置において、
   上記水車型制御装置は、フランシス水車、斜流水車、ペルトン水車、揚水水車、及びクロスフロー水車のうちのいずれか一つの水車を用いることを特徴とする原子炉隔離時冷却装置。
8. 請求項４に記載の原子炉隔離時冷却装置において、
   上記水頭圧回収装置は、シリンダーとピストンとを備え、上記シリンダー内の水頭圧を上記ピストンで上記流量調節弁駆動軸を駆動する力に変換することを特徴とする原子炉隔離時冷却装置。
9. 請求項７に記載に記載の原子炉隔離時冷却装置において、
   上記動圧回収装置である圧力回収装置の内部には、駆動流体である水の入口から出口までを上記水車を迂回する間隙が形成されていることを特徴とする原子炉隔離時冷却装置。
10. 請求項２に記載の原子炉隔離時冷却装置において、
    上記流量調節弁駆動軸が、上記流量調節弁を開方向に駆動する力を発生する復座機構をさらに備え、上記圧力回収装置への水の供給の低下にともなって上記復座機構により、上記流量調節弁が開方向に駆動されることを特徴とする原子炉隔離時冷却装置。
11. 請求項１０に記載の原子炉隔離時冷却装置において、
    上記復座機構は、ばね機構を有し、該ばね機構が上記圧力回収装置による上記流量調節弁を閉方向に駆動する力を蓄積し、上記ばね機構が上記圧力回収装置への水の供給の低下にともなって、上記流量調節弁を開方向に駆動することを特徴とする原子炉隔離時冷却装置。
12. 請求項１に記載の原子炉隔離時冷却装置において、
    上記圧力回収装置の上流側の上記給水流路に配置され、上記給水流路の流路断面積より大の流路断面積を有するバッファタンクを、さらに備えることを特徴とする原子炉隔離時冷却装置。
13. 請求項１２に記載の原子炉隔離時冷却装置において、
    上記バッファタンクと上記主蒸気管を連通する蒸気抜き流路をさらに備えることを特徴とする原子炉隔離時冷却装置。
14. 請求項１２に記載に記載の原子炉隔離時冷却装置において、
    上記バッファタンクと、上記圧力容器内の上記取水口の位置より上方の空間を連通する蒸気抜き流路をさらに備えることを特徴とする原子炉隔離時冷却装置。

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