JPH02222878A

JPH02222878A - 原子力発電所の残留熱除去系

Info

Publication number: JPH02222878A
Application number: JP1039303A
Authority: JP
Inventors: Shinzo Kojima; 小嶋　新三
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1989-02-21
Filing date: 1989-02-21
Publication date: 1990-09-05

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）本発明は通常の原子炉停止時および原子炉隔離時の崩壊
熱及び残留熱の除去あるいは冷却材喪失時の炉心冷却等
において作動する原子力発電所の残留熱除去系に関する
。

（従来の技術）原子力発電所に設＠された残留熱除去系は、通常の原子
炉停止時および原子炉隔離時の崩壊熱及び残留熱の除去
あるいは冷却材喪失時の炉心冷却等を目的として設置さ
れている。

従来の残留熱除去系を第３図を参照して説明する。図に
示すように、通常、残留熱除去系は水源としてサプレッ
ションプール１または再循環ライン２を水源とし、各水
源はそれぞれの吸込弁３または４を介してポンプ５で水
を吸込み、熱交換器６と熱交換器隔離弁７または熱交換
器バイパス弁８、注入弁１２を経てサプレッションプー
ル１へ注水するか、あるいは注入弁１３を経てウェット
ウェル９ヘスプレイするか、あるいは注入弁１４を経て
再循環ライン２へ注水するか、必るいは注入弁１５を経
て原子炉圧力容器１０へ注水するか２あるいは注入弁１
６を経てドライウェル１１ヘスプレイするように構成さ
れている。１７は原子炉再循環ポンプである。そして、
上記した各種弁の切替え操作によって以下の■〜■のモ
ードと１つの補助機能■を有する。すなわち、 ■　蒸気凝縮モード ■　原子炉停止時冷却モード ■　低圧注水モード ■　格納容器スプレィ冷却モード ■　燃料プール冷却次に、上記各モードと補助機能について説明する。

■　蒸気凝縮モード蒸気凝縮モードは原子炉隔離時に炉心崩壊熱のために発
生する原子炉蒸気を残留熱除去系の熱交換器６を用いて
冷却凝縮するためのものである。

■　原子炉停止時冷却モード原子炉停止時冷却モードは原子炉停止後、炉心崩壊熱お
よび圧力容器１０．配管、冷却材中の保有熱を除去して
原子炉を冷却するためのちのである。冷却材は冷却材再
循環ポンプ１７人口側から残留熱除去系のポンプ５およ
び熱交換器６を経て、冷却材再循環ポンプ１７出ロ側に
戻される。

■　低圧注水モード低圧注水モードは大破断事故時には低圧炉心スプレィ系
および高圧炉心スプレィ系と連携して、中小破断時には
自動減圧系と連携して炉心を冷却する機能を有する。本
低圧注水モードは第４図に示すように、原子炉水位低（
レベル１）またはドライウェル圧力高の信号で作動を開
始し、サプレッションプール水を直接シュラウド内に注
入し炉心を冷却するっ ■　格納容器スプレィ冷却モード冷却材喪失事故後、サプレッションチェンバ１内のプー
ル水は、本冷却モード系統によってドライウェル１１内
およびウェットウェル９内にスプレィされる。ドライウ
ェル１１内にスプレィされた水は、水位がベント管口に
達した後はベント管を通ってサプレッションチェンバ１
内に戻り、サプレッションチェンバ１内にスプレィされ
た水と共に残留熱除去系の熱交換器６で冷却された後、
再びスプレィされる。冷却材喪失事故時には残留熱除去
系は低圧注水系として自動起動し、次に遠隔手動操作に
よりＮ動弁を切り替えることによって格納容器スプレィ
冷却系としての機能を有する。

■　燃料プール冷却全炉心燃料を燃料プールに取出した場合や何らかの原因
で燃料プール冷却浄化系での燃料プールの冷却ができな
いような場合に燃料プール冷却浄化系との接続ラインを
用いて燃料からの崩壊熱を冷却除去する。

（発明が解決しようとする課題）ところで、原子炉の事故において、初期事象発生後に原
子炉未臨界に失敗するシーケンスは発生頻度は小さいが
環境への影響度が他のシーケンスに較べて大きく、重要
なものとなっている。そして、このシーケンスでは、ま
ず格納容器が蒸気発生による圧力上昇に耐えきれなくな
り破損する。

このときに格納容器内は急速に減圧されて圧力抑制プー
ルは沸騰する。従ってサプレッションプールを水源とし
ている非常用炉心冷却系はポンプにキャビテーションが
発生し機能を喪失してしまう。

この後は炉心注水がなされないので、炉心が露出。

溶融し原子炉圧力容器が破損して放射性物質が外部環境
へと放出されることになる。放射性物質の内、粒子状の
ものはフィルターベントをつけるなどの低減対策をとる
ことにより、放出量を低減することができるが、希ガス
はこれらの方法では低減することができないので、その
ほとんどが外部環境へと放出されてしまう。リスク低減
対策が効果を発揮するにつれて環境への影響量は低下し
ていくが相対的に希ガスの効果が大きくなり、粒子状核
種の放出割合が０．０００１以下になると影響量のほと
んどが希ガスで支配されるようになる。このときでも希
ガスは半減期が１０時間以下のものが半分を占めるので
、外部環境への放出開始時間が１０時間以上になると影
響量は非常に小ざくなり、急性死亡発生者数をピロにで
きるようになる。しかし、初期事象発生後に原子炉未臨
界に失敗するシーケンスは事象の進展が速く、数時間で
格納容器が破損またはベントしてしまうために粒子状核
種の放出量をどんなに低減しても希ガスによっである程
度の影Ｗ量以下にはできない。また格納容器スプレィ系
が作動すれば格納容器破損時間を遅らすことができるが
、これは手動起動であり、数時間で破損またはベントす
る場合にはあまり期待できない。

本発明は上述した事情に鑑みてなされたもので、その目
的は、原子炉の事故において、初期事象発生後に原子炉
未臨界に失敗するシーケンスの場合に、格納容器が破損
する時間をできるだけ遅らせて環境への影響量を低減ざ
ぜることが可能な崩壊熱除去系を提供することにある。

［発明の構成］（課題を解決するための手段）上記目的を達成するために、本発明は原子炉格納容器の
下部に設けられたサプレッションプールを水源とし、こ
の水源から吸込みライン、ポンプ。

熱交換器、注入ラインおよび吸込弁、注入弁等からなる
残留熱除去系により炉心を冷却するように構成された原
子力発電所において、前記格納容器外に設置されている
復水貯蔵タンクをさらに当該残留熱除去系の水源とし、
原子炉の水位を崩壊熱除去系以外のポンプ系で確保する
とともに前記格納容器の圧力異常高を条件に前記残留熱
除去系を格納容器スプレィ冷却モードで自動起動するよ
うに論理回路を構成したことを特徴とするものである。

（作　用）本発明の残留熱除去系によれば、原子炉の事故時におい
て、初期事象発生後に原子炉未臨界に失敗するシーケン
スで格納容器が破損するような事態が発生する前に格納
容器スプレィ冷却モードを自動起動することにより、格
納容器の過圧破損時間を遅らせることができるので、放
射物質の外部環境への放出を非常に低減させることがで
きる。

（実施例）本発明の実施例を図面を参照して説明する。

第１図が本発明の一実施例の系統構成図であり、第２図
が第１図の残留熱除去系に適用される論理図の一例であ
る。

本発明の残留熱除去系は、第１図に示すように、サプレ
ッションプール１または再循環ライン２または復水貯蔵
タンク１８を水源とし、各水源からそれぞれの吸込弁３
，４．１９を介してポンプ５で水を吸込み、熱交換器６
および熱交換器隔離弁７または熱交換器バイパス弁８を
通り、注入弁１２を経てサプレッションプール１へ注水
するか、あるいは注入弁１３を経てウェットウェル９ヘ
スプレイするか、あるいは注入弁１４を経て再循環ライ
ン２へ注水するか、あるいは注入弁１５を経て原子炉圧
力容器１０へ注水するか、あるいは注入弁１６を経てド
ライウェル１１ヘスプレイするように構成されている。

本実施例では第２図（ａ）に示すように、原子炉水位低
（レベル１）またはドライウェル１１圧力高の信号で低
圧注水系として作動を開始し、サプレッションプール水
を直接シュラウド内に注入し炉心を冷却する。

ざらに、第２図（ｂ）に示すように、原子炉の水位が崩
壊熱除去系以外のポンプで確保されており、かつドライ
ウェルの圧力異常高のときに格納容器スプレィモードで
自動起動する。ドライウェルの圧力異常高という信号は
格納容器の過圧破損条件により決定しなければならない
。現在考えられている厳しい値は約０．７ＭＰａである
。しかし格納容器の過圧破損条件には未だかなりの不確
定性があるが、この場合ではドライウェル１１の圧力異
常高信号として０．６ＭＰａ程度を採用すればよいと考
えられる。

初期事象発生後に原子炉未臨界に失敗するシーケンスで
は原子炉の水位が急速に低下していくので高圧炉心スプ
レィ系が自動起動する。初期事象により原子炉は隔離さ
れているために圧力容器内の圧力が上昇し、逃し安全弁
からサプレッションプールへと蒸気が流れ込むが蒸気の
流入量が多いので、サプレッションプールで圧力を抑制
できずに格納容器が過圧破損に至る。

本実施例では上記したように構成されているため、第２
図（ａ）　、　（ｂ）に示すように、原子炉の水位が崩
壊熱除去系以外のポンプで確保されており、格納容器の
圧力が過圧破損寸前まで到達した場合には残留熱除去系
を格納容器スプレィモードで自動起動することができる
。これにより圧力を抑制し過圧破損に至るまでの時間を
伸ばすことが可能となる。したがって、その間の回復操
作、ＦＰの減衰が期待でき、リスク低減装置の効果も良
く現れてくるようになる。また、この時の水源を復水貯
蔵タンクに切替えるならば、冷水をスプレィできるので
圧力抑制の効果は更に大きくなる。ただ、原子炉の水位
が低圧注水モードで確保されている場合には格納容器ス
プレィモードに切替わると水位の確保ができなくなり、
炉心溶融に至るので自動起動は行わないようにする。

し発明の効果］以上説明したように、本発明の残留熱除去系は、水源と
して新たに復水貯蔵タンクを追加しており、また原子炉
の水位が崩壊熱除去系以外のポンプで確保され、格納容
器の圧力が過圧破損寸前まで到達した場合には残留熱除
去系を格納容器スプレィモードで自動起動するように論
理回路が構成されているので、初期事象発生後に原子炉
未臨界に失敗するシーケンスにおいて、格納容器が過圧
破損する時間を遅らせることができる。従って、この時
間中に故障の回復操作により事故が収束する可能性が非
常に高まり、また放射性物質の崩壊によりフィルターベ
ントなどのリスク低減対策を採用すると、主要となる希
ガスの影響を低下できるので、環境に対するリスクを低
減することができる。

また、原子炉事故時に退避活動する時間的余裕が出てく
るので、この点でも有利である。ざらに水源を復水貯蔵
タンクに切替えることにより、もっと大きな圧力抑制が
可能となり、格納容器破損後の低圧注水モードが使用可
能になるという利点も有する。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例の系統構成図、第２図（ａ）
、（ｂ）はそれぞれ第１図の残留熱除去系の自動起動信
号の論理図、第３図は従来の残留熱除去系の系統構成図
、第４図は第３図の残留熱除去系の自動起動信号の論理
図である。１・・・サプレッションプール２・・・原子炉再循環ライン３．４，７．８・・・吸込弁５・・・残留熱除去系ポンプ６・・・熱交換器９・・・ウェットウェル１０・・・原子炉圧力容器１１・・・格納容器１２、１３．１４．１５．１６・・・注入弁１７・・・
原子炉再循環ポンプ１８・・・復水貯蔵タンク１９・・・復水貯蔵タンク吸込弁（８７３３）代理人　弁理士　猪　股　祥　晃（ほか　
１名）Ｈ１千！軌−閉詐弁（ａ）（ｂ）

Claims

【特許請求の範囲】

原子炉格納容器の下部に設けられたサプレッションプー
ルを水源とし、この水源から吸込みライン、ポンプ、熱
交換器、注入ラインおよび吸込弁、注入弁等からなる残
留熱除去系により炉心を冷却するように構成された原子
力発電所において、前記格納容器外に設置されている復
水貯蔵タンクをさらに当該残留熱除去系の水源とし、原
子炉の水位を崩壊熱除去系以外のポンプ系で確保すると
ともに前記格納容器の圧力異常高を条件に前記残留熱除
去系を格納容器スプレイ冷却モードで自動起動するよう
に論理回路を構成したことを特徴とする原子力発電所の
残留熱除去系。