JPH01280295A

JPH01280295A - 原子力プラントの配管加温装置

Info

Publication number: JPH01280295A
Application number: JP63107690A
Authority: JP
Inventors: Hirosuke Matsumoto; 松本　弘介
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1988-05-02
Filing date: 1988-05-02
Publication date: 1989-11-10

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】〔発明の目的〕（産業上の利用分野）この発明は、沸騰水型原子力発電プラン１〜で実施され
る原子炉圧力容器（以下ＲＰＶと称する。）の耐圧漏洩
試験において、その準備工程で行なわれる耐圧範囲内配
管の加温を好適に行なう原子力ブ、ラントの配管用ｍ装
置に関する。

（従来の技術）第２図は、ＲＰＶ耐圧漏洩試験の準備■稈である耐圧範
囲内配管の加温を実施するための従来の原子力プラント
の配管加温装置を示す系統図である。

ＲＰＶＩには、事故時に炉心へ冷却材としての冷却水を
スプレィ注入して燃料を冷却する炉心スプレィ系（以下
Ｃ８系と称する）２が配設されている。このＣ８系は、
ＲＰＶに接続されたＯ８系主配管３を有する。このＣ８
系主配管３は、原子炉格納容器（以下ＰＣＶと称する）
５を４１通してＰＣＶ５内へ延在される。Ｃ８系主配管
３におけるＰＣＶ５の内側には、ＲＰＶＩの側からＯ８
系内側弁６およびＣ８系逆止弁７が順次配設され、また
ＰＣＶ５の外側にＣ８系第１隔離弁８およびＣ８系第２
隔離弁９が配設される。

Ｃ８系第１隔離弁８にはＣ８系ベント配管１０が接続さ
れ、このＯ８系ベント配管１０にベント配管用弁１１Ａ
、１１Ｂが設置される。Ｏ８系ベント配管１０の先端部
に仮配管１２が接続され、この仮配管１２はドレンファ
ンネル１３を紅白して図示しない放射性廃棄物処理系（
以下ＲＷ系と称する）に接続される。

ところで、ＲＰＶｌの耐圧漏洩試験においては、Ｃ８系
第１隔離弁８を閉めてＲＰＶｌ内を加圧するため、Ｃ８
系主配管３のＲＰＶＩからＣ８系第１隔離弁８までの範
囲が耐圧範囲内配管３Ａとなる。そして、ＲＰＶｌ内の
加圧前にこの耐圧範囲内配管３Ａが加温される。そこで
、Ｃ８系主配管３にＪ３けるＰＣＶ５との貫通部と、Ｃ
８系第１隔離弁８との間に温度検出器１４が配設されて
、耐圧範囲内配管３Ａの表面温度が検出される。なお、
上記Ｏ８系逆止弁７は、通常ＰＣＶ５の外側から内側へ
向う冷却材を流す弁である。

一方、ＲＰＶｌには原子炉再循環系（以下ＰＬＲ系と称
する）１５のＰＬＲ系主配管１６が接続される。このＰ
　Ｌ　Ｒ先主配管１６にはＰＬＲ系ポンプ入口弁１７、
Ｐ　Ｌ　Ｒ系ポンプ１８およびＰＲＬ系ポンプ出口弁１
９が接続される。このＰＬＲ系主配管１６はＲＰＶＩに
対して循環ループをなし、したがってＰＬＲ系１５は循
環系統となる。

また、ＰＬＲ系１５は、通常、ＰＬ、Ｒ系ポンプ１８の
作動により、ＲＰＶｌ内において冷却水を炉心へ強制循
環させる機能を持つ。

ＰＬＲ系主配管１６におけるＲＰＶｌとＰＬＲ系ポンプ
入口弁１７との間に、原子炉冷却材浄化系（以下ＣＵＷ
系と称する）２０のＣＵＷ系主配管２１が接続される。

このＣＵＷ系主配管２１はＰＣＶ５を１通してこのＰＣ
Ｖ５の外側へ延在され、再びＰＣＶ５を量適してこのＰ
ＣＶ５の内側に至り、ＲＰＶｌに接続される。したがっ
て、このＣＵＷ系主配管２１もＲｐｖｉに対し循環ルー
プをなし、ＣＵＷ系２０は循環系統となる。

ＣＵＷ系主配管２１には、ＰＣＶ５内にＣＵＷ系内側隔
離弁２２が配設される。また、ＣＵＷ系主配管２１のＰ
ＣＶ５外側には、上流側から順次ＣＵＷ系外側隔離弁２
３、ＣＬＩＷ系ポンプ入口弁２４、ＣＵＷ系ポンプ２５
およびＣＵＷ系ポンプ出口弁２６が接続される。さらに
、ＣＵＷ系主配管２１には、ＣＵＷ系ポンプ出口弁２６
の下流側に熱交換器２７、ろ過１１１２塩器入口弁２８
、ろ過脱塩器２９、ろ通説１！器出目弁３０およびＣＵ
Ｗ系逆正逆止弁３１次接続される。

ＣＵＷ系２０は、通常ＲＰｖ１内で生じた不純物をろ過
ＩＢ２塩器２９によって除去し、冷却水を高純度に保つ
機能を有する。また、ＣＵＷ系主配管２１におけるＣＵ
Ｗ系外側隔離弁２３とＣＵＷ系ポンプ入口弁２４との間
にテストタップ３２が接続され、このテストタップ３２
にテストタップ用弁３３が設置される。テストタップ３
２の先端には閉止板３４が取り付けられる。

さて、ＲＰＶ１耐圧漏洩試験の準備段階で実施される耐
圧範囲内配管３Ａの加温は、次のようにしてなされる。

まず、ＲＰＶｌ内の冷却水の水位をＲＰＶフランジ３５
のレベルまで上昇さゼる。次に、Ｃ８系内側弁６ミＣ８
系逆止弁７およびＣ８系第１隔離弁８を開状態とし、Ｃ
８系第２隔離弁９　Ｊ３よびベント配管用弁１１Ａ、Ｂ
を閉状態とする。このとき、Ｃ８系逆止弁７は、開口治
具を取り付【ブて強制的に開とする。さらに、ＰＬＲ系
ポンプ入口弁１７およびＰＬＲ系ポンプ出口弁１９を開
状態とし、並びにＣＬＩＷ系内側隔離弁２２、ＣＵ　Ｗ
系外側隔離弁２３、ＣＵＷ系ポンプ入口弁２４、ＣｕＷ
系ポンプ出口弁２６、ろ過Ｊｌｊ）塩器入口弁２８、ろ
過説塩器出口弁３０およびＣＵＷ系逆正逆止弁３１状態
とする゛。そして、テス１へタップ用弁３３を開状態と
する。この状態で、ＰＬＲ系ポンプ１８とＣＵＷ系ポン
プ２５等を通報させ、これらのポンプ１８．２５等のジ
ュール熱によって、ＲＰＶ１内の冷却水を例えば約７０
℃まで昇温する。

ＲＰＶｌ内の冷却水が約７０℃まで４温されたならば、
作業日がベンｌ−配管用弁１１Δ、Ｂを手動にて開操作
し、最大排出量を常時確保する。これにより、約７０℃
まで昇温されたＲＰＶＩ内の冷却水は、図中黒塗りの矢
印のように、ＲＰＶＩ内からＣ８系主配管３へ移動し、
Ｃ８系ベント配管１０から仮配管１２およびドレンファ
ンネル１３を経由してＲＷ系へ排出される。この間に、
耐圧範囲内配管３△が熱伝導により配管内側から徐々に
加温される。この加温は、耐圧範囲内配管３△の表面温
度がＲＰＶＩの耐圧漏洩試験を開始するに充分な温度と
なるまで実施される。耐圧範囲内配管３Ａの表面温度は
、温度検出鼎１４によって検出される。その後、ベント
配管用弁１１Ａ。

Ｂを閉状態とし、耐圧範囲内配管３Ａの加温を終了する
。

（発明が解決しようとする課題）ところが、このような耐圧範囲内配管３Ａの加温では、
耐圧範囲内配管３Δを加温するために多聞の冷却材をＲ
Ｗ系へ排出するので、ＲＰＶＩ内の冷却材水位をＲＰＶ
フランジ３５のレベルに保つためには多ｍの給水が必要
となる。この給水された冷却水は水温が低いので、ＲＰ
ＶＩ内で新たに加熱する必要があり、その結果、耐ｆｆ
範囲内配管３Ａの加温時間が長くなる等の欠点がある。

また、耐圧範囲内配管３Δを加温するために多聞の冷却
水をＲＷ系へ排出するので、ＲＷ系にお番ノる機器の処
理負担が非常に大きくなり、これらの機器のば全作を損
うおそれがある。万一、ＲＷ系に不具合が発生した場合
には、耐圧範囲内配管３Ａの加温を中止しなければなら
ず、ＲＰＶＩの耐圧漏洩試験に支障を来でことになる。

さらに、冷却材をＲＷ系へ排出するには最大ＪＪＩ出吊
を常時確保する必要があるので、作４Ｊ口がペン１〜配
管用弁１１Ａ、Ｂの据付位置でこれらの弁１１Ａ、Ｂの
開度を調整する必要がある。そのため、作業員が被曝す
るおそれがある。

この発明は、上記事情を考慮してなされたものであり、
ＲＰＶに接続された耐圧範囲内配管の加温を短時間で実
施し、かつＲＷ系の負担を軽減でるとともに、被曝の低
減を図ることができる原子力プラントの配管加温装置を
提供することを目的とする。

〔発明の構成〕

（課題を解決するための手段）この発明は、原子炉圧力容器に接続された耐圧範囲内配
管と、上記原子炉圧力容器に循環ループをなして接続さ
れた循環系統とを有し、上記循環系統のポンプによるジ
ュール熱で冷却材を加熱して上記原子炉圧力容器を介し
前記耐圧範囲内配管へ導き、この耐圧範囲内配管を加温
する原子力プラントの配管加温装置において、上記耐圧
範囲内配管と上記循Ｉ−系統とを試験用接続配管で接続
し、上記耐圧範囲内配管、循環系統および原子炉圧力容
器が循環ループとなるように構成可能とされたことを特
徴とするものである。

（作用）したがって、この発明に係る原子力プラントの配管加温
装置によれば、試験用接続配管によって耐圧範囲内配管
、循環系統および原子炉圧力容器が循環ループを構成し
得るので、循環系統のポンプによるジュール熱によって
循環する冷却材を繰り返し加熱し、この加熱された冷却
水により耐圧範囲内配管を加湿する。そのため、耐圧範
囲内配管の加温に際し温度の低い新たな冷却材を補給し
、この新たな冷却材を加熱する必要がないので、耐圧範
囲内配管の加温時間を短縮することができる。

また、耐圧範囲内配管を加温した冷却材は循環しＲＷ系
へ排出されることがないので、ＲＷ系の負担を軽減でき
るとともに、このＩＡ出に伴う作業員の被曝を低減でき
る。

（実茄例）以下、この発明の実施例を図面に基づいて説明する。

第１図は、この発明に係る原子力プラントの配管加温装
置の一実施例を示す系統図である。この実施例において
、前記従来例と同様な部分は同一の符号を付すことによ
り説明を省略する。

Ｃ８系ベント配管１０の先端にベント配管用閉止板４１
を設置し、またＣ８系ベント配管１０におけるベント配
管用弁１１Ｂとベント配管用閉止板４１との間に、ベン
ト配管用閉止弁４２を配設する。また、テストタップ３
２におけるテストタップ用弁３３Ｊ３よび閉止板３４間
にテストタップ用閉止弁４３が設置される。そして、Ｏ
８系ベント配管１０のペン１〜配管用弁１１［３および
ベント配管用閉止弁４２間と、テストタップ３２のテス
トタップ用弁３３Ｊ３よびデス１〜タツプ用閉止弁４３
間とが試験用接続配管４４によって接続される。

この試験用接続配管４４には止め弁４５が配設される。

この試験用接続配管４４により、耐圧範囲内配管３Ａ、
ＣＵＷ系２０およびＲＰＶＩが循環ループになるように
構成可能とされる。

次に、耐圧範囲内配管３Ａの加温の手順を説明する。

まず、Ｒｒ’ｖｉ内の冷却水水位をＲＰＶフランジ３５
のレベルまで上昇させ水張りする。次に、Ｃ８系内側弁
６、Ｃ８系逆止弁７、Ｃ８系第１隔離弁８およびペン１
〜配管用弁１１Ａ、Ｂを開状態とし、Ｃ８系第２隔離弁
９およびベント配管用閉止弁４２を閉状態とする。

ここで、Ｃ８系逆止弁７は、開口治具を取り付けて強制
的に開とする。ざらに、ＣＵＷ系内側隔離弁２２、ＣＵ
Ｗ系外側隔離弁２３、ＣＵＷ系ポンプ入口弁２４、ＣＵ
Ｗ系ポンプ出口弁２６、ろ過脱塩器入口弁２８、ろ過脱
塩器出口弁３０、ＣＵＷ系逆正逆止弁３１びテストタッ
プ用弁３３を開状態とし、テストタップ用閉止弁４３を
開状態とする。また、試験用接続配管４４の止め弁４５
を開状態とし、ＰＬＲ系ポンプ入口弁１７およびＰＬＲ
系ポンプ出口弁１９を開状態とする。

このような弁の開閉にＪ：つてＰＲＶｌ、Ｃ８系２、試
験用接続配管４４、ＣＵＷ系１０およびＰＲＶ系１５が
循環ループを構成する。その後、ＰＬＲ系ポンプ１８お
よびＣＵＷ系ポンプ２５等を運転し、これらのポンプ１
８および２５等の運転によるジュール熱で、ｒｌＰＶｌ
内の冷却水温度を約７０℃まで上昇さける。

約７０℃まで昇温したＰＲＶｌ内の冷却水は、ＣＵＷ系
ポンプ２５の運転により、第１図の黒ζり矢印Ａおよび
半黒塗り矢印Ｂの如く、ＲＰＶＩからＣ８系主配管３、
Ｃ８系ベント配管１０および試験用接続配管４４を経由
してテストタップ３２に流れ、このテストタップ３２か
らＣＵＷ系主配管２１を通り、ＰＲＶｌ内へ戻る循環流
となる。

この循環水からの熱伝導により、耐圧範囲内配管３Ａと
してのＣ８系主配管２は配管内側から徐々に加温される
。耐圧範囲内配管３Ａの表面温度は温度検出器１４によ
って検出され、この温度がＲＰｖｌの耐圧漏洩試験開始
条件を満足した時点で、耐圧範囲内配管３Ａの加温を終
了する。

、加温が終了したならば、止め弁４５を開状態とし、Ｏ
８系逆止弁７の開口治具を取り外す。この時点では、Ｃ
８系第２隔離弁９およびベント配管用閉止弁４２、並び
にテストタップ用弁３３およびテストタップ用閉止弁４
３は閉状態を維持する。

このような状態にしてＰＲＶｌ内を加圧し、耐圧漏洩試
験を実施する。

上記実施例によれば、循環ループを構成するＣ８系２、
試験用接続配管４４、ＣＵＷ系２０およびＰＲＶｌ内を
循環する循環水を、ＣＵＷ系ポンプ２５およびＰＬＲ系
ポンプ１８等の運転によるジュール熱によって繰り返し
加熱し、この加熱された循環水により耐圧範囲内配管３
Ａを加温する。

したがって、耐圧範囲内配管３Δの加温に際し、温度の
低い新たな冷却水を外部から補給し、この新たな冷却水
を加熱する必要がないので、耐圧範囲内配管３Ａの加温
時間を短縮できる。

また、耐圧範囲内配管３Ａの加温に際し、試験用接続配
管４４を含めた循環ループを流れる循環水を利用し、耐
圧範囲内配管３Ａの加温に供した冷却水をＲＷ系へ大量
に１）１出することがない。その結果、ＲＷ系の各種１
１器の負担を軽減できる。

さらに、耐圧範囲内配管３Ａの加温に供し冷却水を排出
しないので、弁開度を調節して最大排出はを制御する必
要がなく、弁開度調節の際に生ずる作業員の被曝のおそ
れも無い。

また、試験用接続配管４４の止め弁４５を閉じれば、試
験用接続配管４４を合む循環ループを閉゛塞できるので
、ＲＰＶの耐圧漏洩試験を好適に実施できる。さらに、
Ｃ８系逆止弁７を開状態にすれば、通常の原子炉運転に
も何ら支障を生じ【ｒい。

なお、上記実施例では、ＲＰＶｌに循環ループをなして
接続された循環系統がＣＵＷ系２０およびＰＬＲ系２５
の場合につき説明したが、ＲＰＶｌの耐圧漏洩試験中で
も運転される循環系統であればよい。

〔発明の効果〕

以上のように、この発明に係る原子力ブラン１−の配管
加温装置によれば、ＲＰＶに接続された耐圧範囲内配管
と、上記ＰＲＶに循環ループをなして接続された循環系
統とを試験用接続配管で接続し、上記耐圧範囲内配管、
循環系統（＋５　Ｊ：びＲＰＶが循環ループとなるよう
に構成可能とされたことから、上記循１塁系統のポンプ
運転によるジュール熱で上記試験用接続配管を含めた循
環ループを流れる冷却材を加熱し、この加熱された冷却
材によって上記耐圧範囲内配管を加温するので、耐圧範
囲内配むの加温を短時間で実施できる。さらに、耐圧範
囲内配管の加温に際し、加熱された冷却水を排出しない
ので、ＲＷ系の負担を軽減できるとともに、作業員の被
曝のおそれを低減できる。

【図面の簡単な説明】

第１図はこの発明に係る原子力プラントの配管加温装置
の一実施例が適用された耐圧範囲内配管の加温装置を示
す系統図、第２図は従来の耐圧範囲内配管の加温装置を
示す系統図である。１・・・ＲＰＶ、３・・・Ｏ８系主配管、３△・・・耐
圧範囲内配管、１５・・・ＰＬＲ系、１８・・・ｐＨ系
ポンプ、２０・・・ＣＵＷ系、２５・・・ＣＵＷ系ポン
プ、４４・・・試験用接続配管、４５・・・止め弁。代理人弁理士　　則　近　　憲　缶

Claims

【特許請求の範囲】

原子炉圧力容器に接続された耐圧範囲内配管と、上記原
子炉圧力容器に循環ループをなして接続された循環系統
とを有し、上記循環系統のポンプによるジュール熱で冷
却材を加熱して上記原子炉圧力容器を介し前記耐圧範囲
内配管へ導き、この耐圧範囲内配管を加温する原子力プ
ラントの配管加温装置において、上記耐圧範囲内配管と
上記循環系統とを試験用接続配管で接続し、上記耐圧範
囲内配管、循環系統および原子炉圧力容器が循環ループ
となるように構成可能とされたことを特徴とする原子力
プラントの配管加温装置。