JPH01267495A - 原子炉の非常冷却材噴射装置 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は原子炉の非常炉心冷却系（ＥＣＣ３）に関する
ものである。特に、本発明は簡易沸騰水型原子炉（ＳＢ
ＷＲ）として知られる進んだ沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）
の設計を補完するように設計されることが好ましい。本
発明を５ＢＷＲに適用した場合、冷却材喪失事故発生後
間もなく、安全級非常炉心冷却系に対する支援様式で、
原子炉冷却材インベントリ−が補給される。主タービン
発電機の減速エネルギーを用いて復水ポンプのような選
択されたポンプを駆動することにより原子炉内への初期
の非常冷却材噴射を所望に応じて達成する。

発明の背景 多くの従来の沸騰水型原子炉、特に簡易沸騰水型原子炉
（−括してＢＷＲと称する）の給水系は従来の簡単な系
統で、２段のポンプ圧送を特徴とする。これらのポンプ
圧送段階は給水を給水源すなわち復水器ホットウェルに
おけ、る大気圧以下の圧力から原子炉内のＢＷＲ給水ス
パージャ内への注入に要する圧力に高める。第１または
最低のポンプ圧送段階は、通例「復水」段階と呼ばれ、
ポンプ吐出し圧が設計流量で約５００　ｐｓｌｇそして
遮断ヘッドが約６００　ｐｓｌｇの復水ポンプを含む。

第２または最高のポンプ圧送段階は、通例「給水」段階
と呼ばれ、給水供給圧力を約１２５０ｐｓｉｇに高め得
る給水ポンプを含む。

ポンプの負担は、両段階とも、普通余剰ポンプによって
分担される。例えば、３個の復水ポンプ（および３個の
給水ポンプ）がそれぞれ５０％定格流量をもつことを特
徴とする構成は一つの好ましい構成である。各段階の一
つのポンプを待機状態にしておき、なんらかの理由で１
個の作動中のポンプの停止が必要になった場合に待機ポ
ンプを使用し得る。

正常運転中、これらのポンプは発電所主電源からの電力
で働く電動機によって駆動され、給水ポンプは可変速度
駆動手段により原子炉に対する給水調整をなす。しかし
、規程かの冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）中、原子炉は追
加冷却材の供給を受は冷却されなければならない、すな
わち、原子炉冷却材水位は原子炉核燃料集合体のすべて
を覆うように十分高く維持されなければならない。この
ような追加冷却材は、信頼し得る代替電源から電力を受
ける信頼し得る非常冷却系によって供給されなければな
らない。

冷却材インベントリ−喪失状態は、管の破損（すなわち
ＬＯＣＡ）または給水喪失により、あるいは安全弁が開
いたままになって過渡状態後に再開不可能になったため
に起こり得る。このような事故状態中の冷却材喪失後、
炉心を冷却材供給状態に保って炉心崩壊発熱を抑制する
ように冷却材を維持するかまたは急速に補給する必要が
ある。

炉心温度限度の超過を防ぐように機能しなければならな
いこのような系統は、「非常炉心冷却系」（ＥＣＣ３）
からなる。炉心崩壊発熱は核分裂生成物の放射性崩壊か
ら起こりそして核分裂そのものが停止した後でも持続す
る。

加えて、高温原子炉冷却材が炉心からの崩壊熱を受は続
ける際の沸騰と蒸発の過捏で冷却材インベントリーが原
子炉内で減少する。その結果、冷却材の間欠的なまたは
さらに連続的な補給が長期にわたって必要になる。補給
速度ム事故の直後は高くなり得る。しかし、その後の補
給速度は、時が経過し崩壊発熱の度合いが減るにつれて
低下する。非常に小さなＬＯＣＡの場合を除き、冷却材
の補給は、破損が隔離されそして正常な冷却材インベン
トリ−レベルが炉内に再び確保され得るまで継続しなけ
ればならない。ある事故の場合、補給は、原子炉圧力容
器のすぐ外側の格納容器の区域が炉心活性燃料レベルの
頂部か破損箇所かどちらか高い方より上の高さまで給水
され得るまで継続しなければならない。

独立した電源をもつ幾つかの非常炉心冷却系が、−船釣
に原子炉そして特に沸騰水型原子炉のＬＯＣＡに対処す
るために発展してきた。

従来のＢＷＲ用ＥＣＣ５，例えば、ジーイー・ニ二−ク
リアφエナジー（ＧＥ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｅｎｅｒｇｙ
　）によるＢＷＲ／３〜ＢＷＲ／６型ＢＷＲ設計は、冷
却材インベントリ−喪失状態発生後に冷却材を原子炉内
に圧送するためにポンプ圧送系と電源の組合せを利用す
る。

通例、水がＢＷＲ用非常冷却材として使用される。水源
は発電所内またはその構内で利用し得る任意の量の水で
よい。例えば、ＢＷＲ／３〜ＢＷＲ／６原子炉は、通例
、格納容器サプレッションブールから非常冷却材を受入
れる。このサプレッションブールは、確実で多量に利用
し得る水を提供し、この水は一般に原子炉容器または原
子炉蒸気供給系配管または装置に特に害の無い性質のも
のである。

格納サプレッションブールは従来それより高い位置の原
子炉に対して格納容器内の低い位置に設けられたので、
原子炉に連結している或管の破損により、注入冷却材が
原子炉容器の外へ戻され得る。このようなりＷＲ設計の
結果、必要な非常冷却材インベントリ−補給作用をなす
ポンプ圧送系は極めて長いポンプ運転を要する。

従って、従来のＢＷＲ設計は、冷却材補給要件との適合
に要する極めて長いポンプ作動サイクルから生ずる非常
炉心冷却に関して幾つかの欠点を有する。例えば、ポン
プと配管網は、ＥＣＣ５に給電する電源とともに、従来
、高信頼度定格を有する高価な専用装置であった。この
ような高信頼度ＥＣＣ５設計はしばしば、重複部品また
はさらに重複ポンプ圧送ループを設けることによっての
み達成し得るものである。このような装置重複の結果、
発電所の費用がかなり増大する。

発電所の主発電機を或ＬＯＣＡ中ＥＣＣ５ポンプ用電源
として用いることができる。しかし、ある重要な仮想事
故では、主発電機からの電力は利用できないと仮定され
る。例えば、主発電機自体が短絡状態（例えば短絡巻線
状態）にあるかも知れず、あるいは主発電機が他の理由
でＬＯＣＡ中使用されなくなっているかも知れない。

従来のＢＷＲでは、必要な信頼し得るＥＣＣ８電力を供
給する安全縁ディーゼル発電機が設置される。これらの
ディーゼル発電機は、屋内電力が、発電所内へ給電する
一般に２個の独立した所外グリッド電源と、発電所の主
タービン発電機とから遮断された場合に用いられる。（
発電所の屋内（「ホテル」）負荷は発電所の主タービン
発電機によって給電され得るが、これは原子炉蒸気源が
隔離されていない場合のみである。） これらの好適電源からの電力が失われるとディーゼル発
電機が自動的に始動し、その後それらの非常母線にＥＣ
Ｃ５ポンプ等の非常装置用の電動機負荷が順次かかって
いく。従来系統では、このようなディーゼル発電機は９
０日もの長い間連続的に稼動するような定格をもたなけ
ればならず、また通例８日供給分の燃料の備蓄を要する
。

進んだ簡易型のＢＷＲすなわち５ＢＷＲでは、前述のサ
プレッションブールは炉心の活性燃料頂部（ＴＡＦ）の
高さに対して格納容器内の比較的高い位置に配置される
。サプレッションブールのこの高さは、原子炉内に冷却
材を長時間連続的に圧送する必要を無くする。サプレッ
ションブールは複数の管によって原子炉に連結され、日
常の原子炉発電中に高圧原子炉冷却材をサプレッション
ブール内に放出することを防ぐ弁として、通例逆止め弁
が設けられる。管と弁のこの系統は「重力駆動冷却系（
ＧＤＣＳ）Ｊと呼ばれ、関連通気系とと、もに、規程か
の５ＢＷＲ用のＥＣＣ８全系を代表する。

もし冷却材インベントリ−喪失事故状態が起こり原子炉
水位測定によって検出されると、５ＢＷＲ型原子炉はた
だちに通気系によりサプレッションブール圧力まで減圧
される。原子炉圧力が低圧（例えば３０　ｐｓｉｇ）に
なると、高い位置のサブレッジジンブールによって生ず
る静ヘッドがサプレッションブール水を原子炉内に流し
始めるように作用する。サプレッションブールは十分な
水を有するので、ＬＯＣＡ中、原子炉と格納容器の炉外
区域（「ドライウェル」）はＴＡＦレベルより適度に高
いレベルまで給水され得る。

従って、これらの５ＢＷＲ内の適切な原子炉冷却材イン
ベントリ−の維持は、もはやいかなる時も、ＥＣＣ５ポ
ンプによる冷却材インベントリ−の補給（ポンプ圧送）
に依存しない。サプレッションブール水を用いたＧＤＣ
Ｓによる原子炉および（または）ドライウェルの張水は
炉心を浸水状態に保つ。沸騰し蒸発した冷却材は、開い
た状態に係止された減圧弁を通ってサプレッションブー
ルに達し、そして重力再注入によってＧＤＣＳ管路を経
て炉心に戻る。

５ＢＷＲの設計目標は、仮想事故中の炉心温度限度の超
過を回避することだけでなく、このような事故に対して
十分な余裕をもたらすことである。

この余裕の確保は、このような事故中たとえ短時間でも
炉心露出状態を発生させないと特定することによって達
成される。しかし、この余裕をもたらすいかなる付加系
統も安全縁設計基準に適合する必要がなく、そしてこれ
らの系統はＥＣＣ８自体に対する支援系として扱われる
が、その構成部ではない。

ＥＣＣ５の部分であることを要しない付加系または支援
系の利点は、比較的厳重でない基準に対して設計し得る
ことであり、従って費用が少なくてすむ。同時にこれら
の付加系または支援系は、事故の際の炉心破損のおそれ
をさらに減らすので、発電所に重要な投資保護の向上を
もたらす。

原子炉減圧中の短時間、ＧＤＣ５流の開始前に、適切な
冷却材インベントリ−（余裕）を確保するために、５Ｂ
ＷＲ原子炉容器は従来のＢＷＲに対して余分な水を収容
するように設計される。この余分な水は次のような区域
、すなわち、ＴＡＦから始まりそして原子炉減圧信号を
発する水位（「レベル１」と呼ばれる）まで達している
区域内に収容される。従って、重力駆動冷却を用いるこ
のような５ＢＷＲは、原子炉内からの汽水インベントリ
−の減少を伴う減圧を起こしても、十分な容器残留冷却
材インベントリ−を保ち得る。冷却材インベントリ−は
、原子炉が低圧に減圧される際、炉心を適切に覆い続け
る。

このような５ＢＷＲ原子炉設計におけるＴＡＦとレベル
１との間の区域は、定格給水流量での約１分間の注水に
相当する水量を収容する。この水量は、原子炉減圧中お
よびその後の長期にわたる原子炉内へのＥＣＣ５ポンプ
圧送水の注入に依存する従来のＢＷＲ設計の場合よりか
なり多い。

残念ながら、この余分な水量により原子炉容器の高さが
増し、ドライウェルとサプレッションブールも大形にな
り、従って、原子炉容器と格納容器の費用が増大する。

発明の要約 本発明によれば、５ＢＷＲ用ＥＣＣ５のような用途に役
立つ改良型の信頼し得る廉価な電力供給及び冷却材噴射
系が提供される。本発明では、発電所の主発電機に比べ
て寸法と発電能力が小さい１個以上の専用補助発電機が
主タービン発電機に機械的に直結される。正常な発電装
置の稼動中、これらの補助発電機は発電所の復水ポンプ
電動機の好適電源として電力を供給する。事故状態中、
タービン発電機が過渡的な減速状態にある間、これらの
復水ポンプはそれぞれの補助発電機に連結したまま復水
を原子炉内に圧送し続ける。復水のこの連続ポンプ圧送
は、炉内の減圧状態が復水ポンプ電動機の回転数に対応
する電流遮断ヘッド能力を超えた瞬間から復水の非常導
入を始める。

前述のように、補助発電機は発電所の正常稼動中前記負
荷、例えば、復水ポンプ用の電力の供給に用いられる。

ＬＯＣＡ巾、機能継続またはＥＣＣ８使用への機能切換
えのために代替電源を始動する必要は無い。

従って、本発明は従来のＥＣＣ５の信頼性欠如の主な原
因の一つ、すなわち、ディーゼル発電機の始動を無くす
る。復水ポンプに補助発電機（好適電源）から給電する
というこの構成はまた、別の専用非常噴射ポンプとディ
ーゼル発電機を設ける費用を削除する。本発明による非
常冷却材補給により、原子炉容器内とサプレッションブ
ール内に余分な水Ｈｋ（ＴＡＦからレベル１までの水量
）を設ける費用も極めて少なくなる。

代替実施例において、上記の短時間給電は、所外電力喪
失を含む過渡状態中の上段給水ポンプの緩やかな減速を
可能にする。

好適実施例において、軸に連結した補助発電機およびそ
れらと接続したポンプ電動機は非安全級基準に合うよう
に設計される。代替実施例では、これらの構成部はすべ
て安全縁構成部として設計される。

図面による発明の詳細な説明 第１図は従来構成の簡易沸騰水型原子炉２の簡単な構成
図である。原子炉２には原子炉圧力容器４が含まれ、そ
の中に炉心６が配置されている。

この炉心は冷却水８で覆われ、この水は正常運転中に供
給されて循環する。次に正常運転を簡単に要約する。第
１図に示すように、原子炉２からの蒸気がタービン２４
に送り込まれる。タービン２４はその主回転軸３２を介
して発電機３０に連結されている。発電機３０の出力側
は発電所主電源５０に接続されている。

タービン２４の排気は湿り蒸気の形態で復水器４４に供
給される。復水器４４からの復水は復水ポンプ１８の吸
入口に流入する。

復水ポンプ１８から出た復水は給水ポンプ１６の吸入口
に供給される。給水ポンプ１６は給水のヘッドを原子炉
容器圧力以上に高めそして給水を給水管路３８を経て原
子炉容器４に戻し、こうして蒸気サイクルを完了する。

冷却材インベントリ−喪失事故が起こると、原子炉容器
は減圧弁９０とサプレッションブール１０への通気管路
９２とにより減圧される。減圧が適度に進んだ時、原子
炉２は逆止め弁９４を経るサプレッションブール冷却材
の重力注入によって冷却される。

支援冷却は、従来、主電源５０からの電力を給水（冷却
）系２００に供給することによって行われてきた。非常
電力は、連結された主発電機３０またはグリッドから、
あるいはディーゼル発電機（図示せず）から供給され得
る。

第２図は本発明の一実施例による改良非常炉心冷却系を
示す図である。第２図は本発明の一実施例による非常炉
心冷却系を有する従来の沸騰水型原子炉２を示し、この
非常炉心冷却系は低圧冷却材注入能力を特徴とするもの
である。タービン発電機２４から出た蒸気は復水器４４
に入る。復水貯蔵タンク４１が復水器４４内の復水の貯
留量を補充し、原子炉蒸気供給が隔離された時はいつで
も復水器４４内に水インベントリ−を補給する。

復水器４４の出口は復水ポンプ１８に連結されている。

復水ポンプ１８の出口は二つの別々の行く先に通じてい
る。第１の行く先は従来のもので給水ポンプ１６の吸入
口である。第２の行く先はバイパス管路２２の逆止め弁
１２０の上流側である。逆止め弁１２０の出口は原子炉
容器４の内部に通じている。バイパス管路２２と逆止め
弁１２０は給水管路３８にまたは容器４の専用注入口に
連通ずるように構成され得る。

正常運転中、原子炉容器４内の圧力は復水ポンプ１８の
出口圧力より高い。バイパス管路２２の逆止め弁１２０
は原子炉容器４から復水ポンプ１８への逆流を阻止する
。この復水ポンプ１８と給水ポンプ１６は通常直列に機
能して従来の給水流を圧送する。

第２図にさらに示すように、補助発電機３４が、タービ
ン２４に連結された主発電機３０の主軸に連結されてい
る。補助発電機３４の出力は電源３６の入力になる。電
源３６はポンプ電動機２８の駆動に用いられる。復水ポ
ンプ１８は専ら補助発電機３４から給電される。

ポンプ電動機２８は、補助発電機３４より発生する電力
を用いて復水ポンプ１８１駆動する。電源３６は通常電
動機２８に直接接続され、なんらの仲介的なスイッチ操
作も母線切換えも要しない。

補助発電機３４は復水ポンプ１８が正常な初期炉心冷却
中に用いられる時、電動機２８用の正常な短期応答電力
を供給する。補助発電機３４は主タービンと主連結発電
機の回転エネルギーを電力に変換し、この変換は、冷却
材インベントリ−喪失事故中の減速運動量の変換を含む
。

冷却材インベントリ−喪失事故中の復水ポンプ１８とバ
イパス管路２２と逆止め弁１２０の作用は理解し得よう
。詳述すると、主発電機３０が働かずそして発電所主電
源５０から完全に切り離されても、補助発電機３４は主
軸との連結により利用可能な減速運動量から電力を発生
し続け、従って、復水ポンプ１８は働き続ける。

復水ポンプ１８の吐出しは一時的に遮断されるであろう
。このような遮断が起こるのは、主給水ポンプ１６が停
電のため働かなくなる可能性があるからである。従って
、復水ポンプ１８はその吐出しヘッドを逆止め弁１２０
に送り出す。冷却材喪失事故のため、原子炉内の圧力は
低下する。

原子炉内の圧力が復水ポンプの遮断ヘッドより低い圧力
に達すると、冷却材の炉内への流入が再び始まる。この
ような流れは復水ポンプ１８の出口から管路２２と逆止
め弁１２０を経て直接原子炉容器内に入る。後に強調す
るように、冷却材がこのように原子炉に流入して喪失冷
却材の代りをなすことは、従来可能であったよりはるか
に早く起こる。それは、原子炉圧力が復水ポンプ１８の
遮断ヘッドより低くなる瞬間に起こる。

発明者は冷却材を原子炉容器４に供給するために既設の
復水ポンプ１８を好んで用いてきた。ある原子炉設計で
は、この機能を達成するために別の専用の低圧噴射ポン
プ４８と駆動用電動機５８を設けることが望ましいかも
しれないことを認識されたい。このような実施例を第３
図に示す。

第３図は本発明の代替実施例の冷却材流を示す。

低圧噴射ポンプ４８は復水器４４から導かれた冷却材を
取入れて排出し、この排出された冷却材は噴射管路２３
と噴射用逆止め弁２１を通って原子炉容器４に入る。低
圧噴射用の電動機５８とポンプ４８は従来の原子炉水位
指示器からの信号に応じて働かされる必要がある。補助
発電機３４は低圧噴射ポンプ４８を駆動する電動機５８
に電力を供給する。この代替実施例では、新しいポンプ
・電動機ユニットとその連結配管の付加による費用増加
の可能性があるが、その場合の全系の正味費用はポンプ
・電動機ユニット４８１５８の寸法に従って大いに減少
する可能性がある。

第３図の実施例の作用は理解しやすい。バイパス低圧冷
却材噴射（Ｌ；ＰＣＩ）管路２３が設けられ、この管路
２３は、ＬＰＣＩ噴射ノズルの上流に配置した常閉ＬＰ
ＣＩ液噴射弁２１を備えている。ＬＰＣＩ噴射ノズルは
原子炉容器４に配置されそしてＬＰＣＩポンプ４８の出
口側に通じている。

ある状態では、冷却材喪失事故、発電所電力喪失、冷却
材インベントリ−喪失事故、または他のこのような非常
炉心冷却事故は（最悪の場合）原子炉への正常な給水供
給を損なうおそれがある。

原子炉２は、従来の検知器により、冷却材インベントリ
−喪失状態を検知し、そして原子炉２内の水位がレベル
１に達すると、順に開かれる複数の減圧弁９０により減
圧を始める。原子炉２が減圧して、ポンプ４８により生
ずるポンプ遮断ヘッドにほぼ達すると、バイパス管路噴
射弁２１が開いてポンプ圧送復水を原子炉に入れる。原
子炉がさらに減圧すると、ＬＰＣＩ流は増加する傾向を
もつ。この効果は、ポンプ背圧が減るにつれ終始体積増
加をもたらす遠心ポンプの特性によって生ずる。しかし
、ＬＰＣＩ流の増加は（ＬＰＣＩ電動機制御により）、
タービン発電機軸受損失と風損及びポンプ圧送用エネル
ギーの消耗の結果としての主タービン発電機の回転速度
の減少（コーストダウンまたはスピンダウンと呼ばれる
減速）によって部分的に相殺され得る。

設計上最も厳しい仮想事故の場合、原子炉の正常状態（
１０２０ｐｓ１ｇ）からＬＰＣＩ流噴射開始可能圧力（
ＬＰＣＩポンプ４８の最適設計に基づきａｏｏｐｓｔｇ
以下）までの減速は釣１分を要する。

その後、ＬＰＣＩ流が原子炉容器に入り始める。

同じ厳しい仮想事故の場合、原子炉は次の４分間にわた
って減圧し、サプレッションブール１０からの水が原子
炉に流入し始める圧力に達する。

第１図の従来の簡易沸騰水型原子炉の場合、主タービン
発電機が発電所主電源５０に電力を供給する。発電所主
電源５０は正常運転中給水ポンプ１６と復水ポンプ１８
に電力を供給する。冷却材インベントリ−の支援補給の
ため、グリッド電源および（または）非安全縁ディーゼ
ル発電機が、利用可能な限り、母線切換えにより給水ポ
ンプと復水ポンプに接続され、冷却材インベントリ−喪
失事故中に必要なポンプ圧送用の代替電力を供給する。

従って、本発明による支援非常冷却用の電力供給は、デ
ィーゼル発電機の始動を要しないため、および（または
）外部の原因による停電をこうむりやすい電気母線から
の母線切換えを無くするので、所要給電の持続期間にわ
たって本来比較的信頼性が高いことを認識されたい。

第２図に示すように、低圧冷却材噴射を可能にする非常
冷却材噴射用電力供給は、補助発電機３４から復水ポン
プ１８までの専用の切換えられない正常および非常電力
によるものである。補助発電機３４はまた正常および非
常電力を非常炉心冷却系の選択された他の負荷６０に供
給し得る。

正常運転中、給水ポンプはかなりの電力（数メガワット
程度）を受け、発電所主電源５０から正常電線路により
給水ポンプ１６の駆動電動機２６の入力部に給電される
。本発明によれば、専用の正常電力と短期非常電力を補
助発電機３４から給電路を経て複数の個別電動機および
それらと関連する冷却材噴射ポンプの入力部に送ること
ができる。例えば、給水駆動式ジェットポンプ再循環系
付きＢＷＲの場合のように給水を沸騰水型原子炉内の再
循環流の付勢に用いる場合、短期連続給水噴射が可能で
あるという特徴は極めて望ましい。

本発明は、冷却材喪失事故中に生ずる短時間の減圧中こ
のような原子炉内で冷却材強制循環を保ち得る能力をも
たらす。

第４図は、通気系を重力駆動式冷却系とともに用いる従
来の簡易沸騰水型原子炉の原子炉減圧曲線を示すグラフ
である。このグラフはまた本発明による改良系を用いた
場合を示す。この改良系は通気系と重力駆動系を用いる
とともに、低圧冷却材短詩噴射能力を活用し、冷却材イ
ンベントリ−喪失事故の初期における減圧状態中に復水
を原子炉容器内に噴射する。

第４図に示すように、時点ｔｏは非常炉心冷却を要する
事態の発生時点を表す。時点ｔｏに達するまで、原子炉
容器内の圧力は通気開始時点の約１０００ｐｓＩｇであ
る。従来の沸騰水型原子炉用重力駆動冷却系によれば、
原子炉容器は通気系を用い約１０〜１２分間に約３０ｐ
ｓ１ｇまで減圧される。

本発明の改良性能を第４図に破線で示す。第２図か第３
図の構成により非常電力供給系と復水（低圧）ポンプを
用いて復水を原子炉容器内に戻す。復水のこのような導
入は、冷却材を注入すべき原子炉容器内の圧力が復水（
低圧）ポンプの遮断ヘッドすなわち約６００１）８１ｇ
に達した時に起こる。この初期の冷却材流導入の場合に
認識すべき重要なことは、原子炉容器の減圧曲線を加速
し得ることである。詳述すると、原子炉容器は従来系統
の場合より数分早い時点ｔ２のあたりで３０ｐｓ１ｇに
減圧され得る。冷却材の噴射とその結果としての比較的
急速な減圧は、ＴＡＦからレベル１までの区域内とサプ
レッションブール内に必要な冷却材の量を減らしやすく
する。この短時間の減圧はまた、減圧系に要する弁の数
と通気能力を減らし得る。

タービン発電機の減速エネルギーを４分間用いてＬＰＣ
Ｉポンプ（第３図の実施例の場合）または復水ポンプ（
第２図の実施例の場合）によって送給される水は、信頼
しうる廉価な短詩非常冷却材となる。この冷却材はＴＡ
Ｆとレベル１の間の貯留体積に対してかなりの余裕をも
って噴射される。

炉内の全水量は減少することをさらに理解されたい。こ
の減少は少なくとも次の３つの理由で起こる。

第１に、各ＬＰＣＩポンプ（復水ポンプ）は公称５０％
定格給水流を生ずる。

第２に、容器圧力を３０ｐＳ１ｇまで下げるのに必要な
減圧期間、すなわち、原子炉冷却材インベントリ−の放
出が減圧弁による冷却材の通気によって起こる期間は、
噴射が無い場合の１０〜１２分に比べて４分に制限され
る。

最後に、原子炉に冷却材を補給するために多数のＬＰＣ
Ｉポンプおよび（または）復水ポンプを利用し得る。

前述のように、所要水量を供給するには、定格給水流を
１分間だけ送給すればよい。これに対応して、従来の５
ＢＷＲ型原子炉におけるＴＡＦとレベル１の間の冷却材
体積を減らし得る。すなわち、ただ１個のＬＰＣＩポン
プ（または復水ポンプ）しか利用できないと仮定した場
合でも、その結果化ずる流量（５０％）と持続時間（４
分）の積は２分間の定格流ということになり、これは最
小限である。

非常炉心冷却を要する事故の初期において、ＬＰＣＩ噴
射の開始前に、上記のようなポンプに通例設けられる再
循環管路が吐出し流の小部分をポンプ入口に還流させる
ことに注意されたい。（この種の管路配設は、無用ヘッ
ドのポンプ圧送流体の好ましくない過熱を防ぐ従来の技
術慣例である）従って、本発明によれば、所要噴射流の
量は、無限に長い時間途絶えない冷却材流噴射を要する
ＢＷＲ／３〜ＢＷＲ／６型ＢＷＲ設計に対して少ないこ
とがわかる。仮想事故の最悪の場合でも５分を超えない
と言われる問題の期間中に要するポンプ圧送エネルギー
の全量はかなり少ないので、本発明は主タービン発電機
の減速エネルギーを事実上コストのかからない確実な非
常電源として用いることができる。

代表的なりＷＲ発電所のタービン発電機は、その負荷か
ら切離されると、タービン発電機回転装置がタービン発
電機軸の緩速回転を保つように働き始める速度まで減速
するのに通例４０分も必要とする。この減速は、軸受か
らの摩擦抗力と、主復水器によって保たれる低圧（通例
２〜３インチＨｇ）において回転するタービン発電機羽
根による風損との組合せによって発生する。例えば、６
００　ＭＷｅのタービン発電機の場合、１５００ｒｐｍ
（５０サイクル）／１８００ｒｐｍ　　（６０サイクル
）の初期自由回転速度で約１．５ＭＷｅに相当する抗力
が生ずる。（実際には、タービン発電機がその負荷から
切離されると、タービン発電機ケーシング内の残留蒸気
により、瞬間的にタービン発電機が過大速度状態になる
ので、減速は実際上さらに高い速度から始まる。） 主軸に連結された補助発電機にて取り出され、そして電
気的に接続されたＬＰＣＩポンプおよび（または）復水
ポンプによって消費されるエネルギーの量は、タービン
発電機軸受損失および風損と同程度である。従って、Ｌ
ＰＣＩポンプおよび（または）復水ポンプによって４分
か５分間吸収される全エネルギーは、タービン発電機の
減速から得られる全エネルギーに対して適度であること
がわかる。

本発明のある特殊な適用においてタービン発電機装置の
回転エネルギーが所望の短時間冷却材噴射用の全ポンプ
負荷に不十分である場合、適当な寸法のはずみ車をター
ビン発電機装置に付けて必要な追加回転エネルギーを供
給し得る。

給水系の復水ポンプの下流に配置した給水ポンプの可変
速度駆動手段に短時間電力を供給するために軸連結補助
発電機から非常電力を供給することは本発明の範囲内に
あることである。その結果、原子炉給水噴射管路が閉ざ
されないような所外電力喪失事故の場合において原子炉
内への給水流入を継続し得る。このような状態では、給
水の連続供給は安全限度に対して余裕のある状態の維持
に重要であろう。−例として、もし５ＢＷＲ型原子炉の
炉心再循環流が給水駆動式ジェットポンプによる強制循
環型のものであれば、本発明による前述の方式で駆動用
電力を給水ポンプに供給することは前述の利点をもたら
す。

補助発電機を用いて他の既設または新設の非常炉心冷却
負荷に給電することも可能である。これらの負荷は、電
動機により働く弁の開閉、あるいは高所のサプレッショ
ンブールかち原子炉容器内への冷却材の強制噴射用の動
力を供給して原子炉容器の減圧を加速することを包含す
る。また、原子炉容器圧力がＬＰＣＩポンプの遮断ヘッ
ド以下に下がるまでＬＰＣＩポンプ（第３図の実施例）
を始動に切換えないことなどによって短期電源の有用エ
ネルギーを保存することも可能である。さらに、設計上
の拘束に基づき給水ポンプと復水ポンプを組合わせて用
いるかまたは使用時間を互違いにして用いることも可能
である。また、別の専用ＬＰＣＩポンプと、常用復水管
路に連通ずる噴射管路を用いることも本発明の範囲内で
可能である。

補助発電機から電力を発電所主切換母線に送ることも本
発明の範囲内にある。正常運転中は、この主切換母線に
給電している主連結発電機から直接電力を復水ポンプに
供給できる。冷却材インベントリ−喪失事故の発生後、
主切換母線は、電力が補助発電機から供給されるように
切換わり得る。

この方式は明らかに、なんらの切換えも要しない実施例
の特徴である高い信頼性に欠けるものである。

本発明の範囲内で他の様々な改変が可能であることはも
ちろんである。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来の簡易沸騰水型原子炉と、この原子炉に関
連する、正常状態および冷却材インベントリ−喪失事故
状態用の非常炉心冷却系の構成図、第２図は改良簡易沸
騰水型原子炉と、本発明の一実施例による関連非常炉心
冷却系の構成図、第３図は本発明の代替実施例を示す構
成図、第４図は本発明による改良非常冷却材噴射を施す
場合と施さない場合の簡易沸騰水型原子炉の炉内減圧曲
線を示すグラフである。 ２：沸騰水型原子炉、１６：給水ポンプ、１８；復水ポ
ンプ、２１：逆止め弁、２２：バイパス管路、２３：噴
射管路、２４：タービン、２８二ポンプ電動機、３０：
発電機、３４：補助発電機、３６：電源、４４：復水器
、４８二低圧噴射ポンプ、５８：電動機、１２０：逆止
め弁。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、冷却水を炉内で加熱することによりタービンおよび
   それに連結した主発電機を駆動して出力を供給するよう
   な原子炉において、冷却材インベントリー喪失事故中冷
   却水を前記原子炉に供給する非常冷却材噴射装置であっ
   て、前記タービンに連結した前記主発電機に機械的に連
   結され前記タービンと前記連結主発電機の回転エネルギ
   ーを電力に変換し、この変換は前記タービンと前記連結
   主発電機の減速運動量を電力に変換することを包含する
   ような第２発電機と、前記原子炉用の冷却材源に連結さ
   れた入口と前記冷却材を前記原子炉の内部に送給するた
   めの出口とを有する原子炉冷却材噴射ポンプと、前記原
   子炉冷却材噴射ポンプに直結されて前記冷却材噴射ポン
   プを駆動するポンプ電動機と、前記第２発電機に源を発
   しそして電力を前記原子炉冷却材噴射ポンプに直結した
   前記ポンプ電動機に供給する専用電源とを備え、これに
   より、冷却材インベントリー喪失事故中前記タービンと
   前記連結主発電機の減速運動量を用いて炉心冷却材を前
   記原子炉に供給し得るようになっている非常冷却材噴射
   装置。 ２、前記原子炉冷却材噴射ポンプは復水ポンプである、
   請求項１記載の発明。 ３、前記原子炉冷却材噴射ポンプの前記出口は下流側の
   給水ポンプをバイパスする管路を具備する、請求項２記
   載の発明。 ４、前記専用電源は前記第２発電機から前記ポンプ電動
   機までの直接的な電気接続手段を含む、請求項１記載の
   発明。 ５、電力を主グリッドに供給する原子炉発電装置であっ
   て、原子炉と、この原子炉から主タービンへの蒸気出口
   と、電力を出力グリッドに供給するためのタービンおよ
   びそれに連結した主発電機と、前記タービンから蒸気を
   受入れそして復水を生ずる復水器と、復水を前記復水器
   から前記原子炉の内部に供給する復水・給水装置とを含
   む原子炉発電装置において、前記復水・給水装置が、冷
   却材を得るために前記復水器に連結された入口と冷却材
   を前記原子炉の内部に導く出口とを有する原子炉冷却材
   噴射ポンプと、前記タービンと前記連結主発電機に機械
   的に連結され前記タービンと前記連結主発電機の回転エ
   ネルギーを電力に変換し、この変換は前記主タービンと
   前記連結主発電機の減速運動量を電力に変換することを
   包含するような第２発電機と、前記原子炉冷却材噴射ポ
   ンプを駆動する復水ポンプ電動機と、前記第２発電機に
   源を発しそして電力を前記原子炉冷却材噴射ポンプに直
   結した前記復水ポンプ電動機に供給する専用電源とを設
   け、これにより、冷却材インベントリー喪失事故中前記
   主タービンと前記連結主発電機の減速運動量を用いて炉
   心冷却材を前記原子炉に供給し得るようにした点に特徴
   のある原子炉発電装置。 ６、前記復水・給水装置は、前記復水器に対する吸入口
   と出口とを有し前記原子炉冷却材噴射ポンプとして働く
   復水ポンプと、前記復水ポンプと直列に連結され前記復
   水ポンプの出口側に入口を有しかつ正常運転中給水を前
   記原子炉に送給するための給水出口を有する給水ポンプ
   とを含み、前記復水ポンプは前記給水ポンプをバイパス
   する出口を有し、前記復水・給水装置はまた、前記原子
   炉と前記給水ポンプの出口から前記復水ポンプへの逆流
   を防ぐために前記復水ポンプ出口に設けた手段を含み、
   これにより、前記復水ポンプは冷却材インベントリー喪
   失事故中前記タービンと前記連結主発電機の減速運動量
   を用いて冷却材を前記給水ポンプをバイパスするように
   前記原子炉に供給する、請求項５記載の発明。 ７、出力をグリッドに供給する主発電機に連結したター
   ビンを駆動するために冷却水を加熱して蒸気にし、しか
   も、炉心を冷却水噴射装置によって冷却するようにした
   原子炉において、冷却材インベントリー喪失事故中前記
   冷却水噴射装置を働かせる方法であって、第２発電機を
   設けることと、前記第２発電機を前記タービンと前記連
   結主発電機に機械的に連結することと、この機械的に連
   結した第２発電機を用いて前記タービンと前記連結主発
   電機の回転エネルギーを電力に変換するに際し、前記機
   械的連結第２発電機を介して前記タービンと前記連結主
   発電機の減速運動量を電力に変換することと、入口と出
   口を有する原子炉冷却材噴射ポンプを設けることと、前
   記入口を冷却材源に連結することと、前記出口を前記原
   子炉の内部に連結することと、前記原子炉冷却材噴射ポ
   ンプを駆動する電動機を設けることと、前記原子炉発電
   装置の運転中前記第２発電機から前記電動機へ電力を供
   給し、これにより、前記原子炉冷却材噴射ポンプの入力
   が前記タービンと前記連結主発電機の減速運動量から生
   じた電力を含むようにすることを包含する方法。 ８、原子炉内に冷却水を供給することと、炉内で前記冷
   却水を部分的に加熱して蒸気にすることと、蒸気を受入
   れ、出力をグリッドに供給する連結主発電機を駆動する
   タービンを設けることと、前記タービンから蒸気を受入
   れそして原子炉帰還用冷却材を生ずる復水器を設けるこ
   とと、前記復水器から冷却材を受入れる入口と出口とを
   有する復水ポンプを設けることと、前記復水ポンプの出
   口から冷却材を受入れそして冷却材を炉内に再導入する
   給水ポンプを設けることを包含する方法によって冷却さ
   れる炉心を有する型の原子炉において、冷却材インベン
   トリー喪失事故を抑制する方法であって、 冷却材インベントリー喪失事故発生時に前記原子炉を減
   圧することと、前記復水ポンプの出口から前記原子炉の
   内部へ延在しそして一方向流を通して前記復水ポンプ内
   への逆流を防ぐようなバイパス管路を設けることと、前
   記タービンと前記連結主発電機に機械的に連結されそし
   て前記連結主発電機とは別に出力を発する第２発電機を
   設けることと、前記第２発電機を用いて前記タービンと
   前記連結主発電機の減速運動量を電力に変換することと
   、電力を前記第２発電機から前記復水ポンプへ供給する
   ことと、冷却材インベントリー喪失事故中前記供給電力
   によって前記復水ポンプを駆動することと、前記原子炉
   の圧力が前記復水ポンプの遮断ヘッド以下に下がった時
   、前記復水ポンプを使って冷却材を前記原子炉内に噴射
   することを包含する方法。 ９、電力送給のために共通軸上で主発電機に連結された
   タービンに蒸気を供給する沸騰水型原子炉を有する原子
   力発電装置において、かかる原子炉は正常時には複数の
   ポンプを含む強制循環冷却装置によって冷却されるが、
   冷却材インベントリー喪失事故中非常炉心冷却装置によ
   って冷却され、非常炉心冷却電源は、前記タービンと前
   記連結主発電機の減速運動量を電力に変換するために前
   記タービンと前記連結主発電機の前記共通軸に連結され
   た補助発電機と、電力を前記補助発電機から前記非常炉
   心冷却装置に供給する専用電源装置とからなり、これに
   より、冷却材インベントリー喪失事故中前記タービンと
   前記連結主発電機の減速運動量を用いて前記原子炉内へ
   の非常冷却材噴射をなしうることを特徴とする原子力発
   電装置。