JPH02222880A

JPH02222880A - 原子力発電所の冷却設備

Info

Publication number: JPH02222880A
Application number: JP1032677A
Authority: JP
Inventors: Ryoichi Hamazaki; 浜崎　亮一; Hideo Nagasaka; 長坂　秀雄; Hirohide Oikawa; 及川　弘秀; Junichiro Otonari; 音成　純一郎
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1989-02-14
Filing date: 1989-02-14
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、原子力発電所の冷却設備に関する。

（従来の技術）原子力発電所には、万一の冷却材喪失事故等が発生した
場合を想定して、事故後長期にわたって炉心から発生す
る崩壊熱を原子炉格納容器外へ除去する冷却設備が設け
られている。

第４図は、従来の原子力発電所の冷却設備の模式図であ
る。炉心１は、原子炉圧力容器２に収容されている、こ
の原子炉圧力容器２は、原子炉格納容器３に収容されて
いる。原子炉圧力容器２には主蒸気管４が接続されてお
り、原子炉圧力容器２内で発生した蒸気を図示しないタ
ービンへ送るように構成されている。また、原子炉圧力
容器２には給水管５が接続されており、図示しないター
ビンと復水器を経た冷却材が供給されるように構成され
ている。原子炉格納容器３の下部には、サプレッション
プール６が設置されている。サプレッションプール６に
は、一端がサプレッションプール６内に貯えられた水中
に開口し、他端が原子炉格納容器３の空間部に開口して
設けられたベント載蒐設置されている。また、サプレッ
ションプール６の上部には、真空破壊弁８が設けられて
いる。格納容器冷却用ポンプ９は、原子炉格納容器３の
下方に設置され、格納容器冷却用配管１０を介してサプ
レッションプール６内の水を循環させるように構成され
ている。格納容器冷却用熱交換器１１は格納容器冷却用
ポンプ９の下流に設置され。

海や池、川等の水源１２と取水配管１３、排水配管１４
を介して熱交換するように構成されている。循環ポンプ
１５は、取水配管１３に設置されている。格納容器冷却
用ポンプ９と循環ポンプ１５は、ケーブル１６を介して
、常用電源１７と非常用ディーゼル発電機１８から電力
の供給を受けられように構成されている。

事故が発生すると崩壊熱は、サプレッションプール６に
伝えられる。原子炉格納容器３内のサプレッションプー
ル６に貯えられた崩壊熱は、格納容器冷却用ポンプ９及
び格納容器冷却用熱交換器１１により原子炉格納容器３
外部の２次側に伝えられる。２次側の熱は循環ポンプ１
５により最終的な熱の逃がし場である海等の水源１２に
伝達される。

このように、従来の原子炉格納容器の崩壊熱を除去する
設備は、動的なポンプ、熱交換器、ポンプを駆動するた
めの電源である非常用ディーゼル発電機、これらの機器
を連絡する配管、及び電気ケーブル等から構成されてお
り、さらに、高度の信頼性を確保するために上記設備は
複数系統独立に設置されている。したがって、膨大な物
量を必要としていた。

（発明が解決しようとする課題）前述のように、従来の原子力発電所の冷却設備は、冷却
材喪失事故が発生した場合、炉心で発生する崩壊熱を除
去するために、動的な駆動源を必要とする多数の機器か
ら構成される系統設備を必要としていた。

本発明の目的は、ポンプ等の動的な駆動源を低減し、長
期にわたって炉心で発生する崩壊熱の除去を安定して行
なうことができる原子力発電所の冷却設備を得ることに
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、本発明においては、炉心を
収容する原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器を収容
する原子炉格納容器と、この原子炉格納容器内であって
前記炉心より高い位置に設けられた冷却室と、この冷却
室と前記原子炉°圧力容器とを主蒸気管を介して接続す
る第１の配管と、前記冷却室の下部と前記原子炉圧力容
器とを接続する第２の配管と、前記原子炉格納容器外で
あって前記冷却室と熱交換体を介して設けられた第１の
冷却水源とから成ることを特徴とする原子力発電所の冷
却設備を提供する。

（作用）事故後長期に亘って炉心の崩壊熱により発生した蒸気は
原子炉圧力容器から第１の配管を通って冷却室に行き、
熱交換体を介して冷却され凝縮する。凝縮した蒸気は凝
縮水となり冷却室に溜る。

蒸気の保有していた潜熱は、熱交換体を介して原子炉格
納容器外部の第１の冷却水源に伝えられる。

冷却室に溜った凝縮水は、第２の配管を通って重力落下
により原子炉圧力容器内へ戻る。原子炉圧力容器に戻っ
た水は再び炉心を冷却し、蒸気となって冷却室に至るこ
とになり、以上の作用が繰りかえされることになる。

（実施例）以下２本発明の実施例を第１図から第３図を参照して説
明する。尚、第１図から第３図中共通する部分には同一
符号を付している。

第１図は、本発明の第１実施例の模式図である。

炉心２０は、原子炉圧力容器２Ｉに収容されている。

この原子炉圧力容器２１は１Ｍ子炉格納容器２２に収容
されている。原子炉圧力容器２１には、主蒸気管２３及
び給水管２４が接続されている。原子炉格納容器２２下
部には、サプレッションプール２５とベント管２６が設
置されている。また、サプレッションプール２５の上部
には、真空破壊弁２７が設置されている。主蒸気管２３
には、減圧弁２８が設置され、第１の配管である排気管
２９の流路を開閉するように構成されている。減圧弁２
８は逃がし弁としての機能を持ち、事故信号等を受けて
開するように構成されている。排気管２９は、原子炉格
納容器２２内であって炉心２０より上方に位置する冷却
室３０に接続されている。排気管２９の出口はノズル３
１となっており、熱交換体である鋼製の壁面（以下伝熱
壁という）３２に蒸気が当たるようにその吐出口が伝熱
壁３２に向けられている。第１の冷却水源である水ブー
ル３３は、原子炉格納容器２２外へ設置され伝熱壁３２
を隔てて冷却室３０に隣接して設置されている。

第２の配管である戻り配管３４は、冷却室３０の下部と
原子炉圧力容器２１を逆止弁３５を介して接続している
。冷却室３０の上部には、冷却室３０の上部空間と原子
炉格納容器２２内の冷却室３０外部とを連通ずるベント
管３６が設置されている。

冷却材喪失事故を想定した場合、原子炉圧力容器２１か
ら冷却材が流呂し、熱が原子炉格納容器２２内に放出さ
れるが、短期的な熱吸収はサプレッションプール２５等
の原子炉格納容器２２内に保有している冷却水によりな
される。即ち、原子炉格納容器２２に放出された高温の
冷却材により、原子炉格納容器２２内の圧力は上昇し、
放出蒸気がベント管２６よりサプレッションプール２５
へ行き、保有熱はサプレッションプール２５内の水に吸
収されることにより圧力上昇は抑制される。サプレッシ
ョンプール２５側の圧力が高くなった場合には、真空破
壊弁２７が作動し、原子炉格納容器２２側に圧力を逃が
す。

事故後長期に亘って炉心２０の崩壊熱により発生した蒸
気は、原子炉圧力容器２１から減圧弁２８、排気管２９
を通って冷却室３０に行き、十分な流速を有して伝熱壁
３２に当り、そこで冷却され凝縮する。

蒸気流に十分な流速があると撹拌効果により熱伝達効率
が促進され、凝縮水となり冷却室３ｏの下部に溜る。ま
た蒸気の保有していた潜熱は、伝熱壁３２を介して原子
炉格納容器２２外部の水プール３３に伝えられる。冷却
室３０に溜った凝縮水は戻り配管３４を通って重力落下
により原子炉圧力容器２１内へ戻る。原子炉圧力容器２
１に戻った水は再び炉心２゜を冷却し、蒸気となって冷
却室３０に至ることになり、以上のシーケンスが繰りか
えされることになる。

蒸気が凝縮すると蒸気分圧が低下し、相対的に窒素等の
非凝縮性気体の分圧が上昇し、非凝縮性気体が冷却室３
０の空間部に溜り、伝熱壁３０の伝熱性能が悪化するこ
とが懸念されるが、この実施例では蒸気が排気管２９か
ら連続的に供給されている間は、非凝縮性気体はベント
管３６を通って原子炉格納容５ａ２２内に排出されるの
で、伝熱性能が悪化することはない。

原子炉格納容器２２外の水プール３３の容量は限られる
ため、蒸発により、喪失した分の水は補給される必要が
あるが、十分な時間的余裕がとれるため、外部水源から
の補給等で対処可能である。

この第１実施例によれば、冷却材喪失事故時に炉心で発
生する崩壊熱を重力等を利用して原子炉格納容器外へ除
熱できるので、冷却水を循環させるポンプ等の動的な駆
動源及びこれに給電する電源等を使わなくても長期にわ
たる崩壊熱除去を行なうことが可能となる。

次に、第２実施例を第２図の模式図を参照して説明する
。この第２実施例は、熱交換体として熱交換器４０を用
いたものである。熱交換器４ｏは冷却室３０の内部に設
置され、取水配管４１及び戻り配管４２により水プール
３３の水が内部を自然循環するよに向けられている。冷
却室３ｏと水ブール３３とは壁面４３で仕切られている
。

この第２の実施例では、必ずしも水プール３３は原子炉
格納容器２２と隣接して設置される必要はない。水ブー
ル３３が、冷却室３０と隣接して設置された場合には、
壁面４３を熱交換体として利用し、熱交換器４０と併用
してもよい。

次に、第３実施例を第３図の模式図を参照して説明する
。この第３実施例は、水ブール３３と最終的な熱が逃が
し場となる第２の冷却水源である水源５０が連絡管５１
で連絡されている場合である。

この第３実施例によれば、最終的な熱の逃がし場となる
水源５０と連絡する連絡配管５１を設けたので、無限時
間の冷却性能を冷却水の補給を行なわずに確保できる。

水源５０は、海、池、川等の自然のものを利用してもよ
いし、人工的に造ったプールであってもかまわない。人
工プールの場合、さらに海、池、ノ１等と接続し、水の
補給を受けられるようにしてもよい。

尚、本発明においては、冷却室を非常用炉心冷却設備の
水源として利用可能である。すなわち。

通常時、冷却室に冷却水を貯水しておき、冷却材喪失事
故時に水頭差を利用して原子炉圧力容器内に冷却水を注
水する重力落下方式の非常用炉心冷却設備の水源として
利用できる。注水配管として本発明の第２の配管である
戻り配管を利用してもよい。冷却室は、炉心より高い位
置であれば、ｙＫ子炉格納容器内のどこに設置されても
よいが、水頭差がｈ方が効果が高いので、高位置が好ま
しい。非常用炉心冷却設備の水源としては、水プールの
水を直接、あるいは冷却室を介して利用することも可能
である。

また、上記実施例では、自然循環炉を図面に示して説明
したが、本発明はインターナルポンプ、ジェットポンプ
等の循環ポンプを備えた原子炉にも適用可能である。

〔発明の効果〕

本発明によれば、冷却材喪失事故時に炉心で発生する崩
壊熱を重力等を利用して原子炉格納容器外へ除熱できる
ので、動的な駆動源及びこれに給電する電源等の設備を
低減でき、長期にわたる崩壊熱除去を行なうことができ
るので、原子炉の安全性を著しく向上させることができ
る。

【図面の簡単な説明】

第１図から第３図は本発明に係る原子力発電所の冷却設
備の実施例を示し、第１図は第１実施例の模式図、第２
図は第２実施例の模式図、第３図は第３実施例の模式図
、第４図は従来の原子力発電所の冷却設備の模式図であ
る。２０・・・炉心、２１・・・原子炉圧力容器、２２・・
・原子炉格納容器、。２３・・・主蒸気管、２９・・・
排気管、　　　　　３０・・・冷却室、３１・・・ノズ
ル、　　　　　３２・・・伝熱壁、３３・・・水プール
、　　　　３４・・・戻り配管。３６・・・ベント管、　　　　４０・・・熱交換器、５
０・・・水源、５１・・・連絡管。代理人　弁理士　則　近　憲　佑同　　第子丸　健第１図

Claims

【特許請求の範囲】

（１）炉心を収容する原子炉圧力容器と、この原子炉圧
力容器を収容する原子炉格納容器と、この原子炉格納容
器内であって前記炉心より高い位置に設けられた冷却室
と、この冷却室と前記原子炉圧力容器とを主蒸気管を介
して接続する第１の配管と、前記冷却室の下部と前記原
子炉圧力容器とを接続する第２の配管と、前記原子炉格
納容器外であって前記冷却室と熱交換体を介して設けら
れた第１の冷却水源とから成ることを特徴とする原子力
発電所の冷却設備。
（２）前記第１の冷却水源と第２の冷却水源とを接続す
る連絡配管を設けたことを特徴とする請求項１記載の原
子力発電所の冷却設備。
（３）前記熱交換体は鋼製の壁面であることを特徴とす
る請求項１記載の原子力発電所の冷却設備。
（４）前記熱交換体は熱交換器であることを特徴とする
請求項１記載の原子力発電所の冷却設備。
（５）前記第１の配管の前記冷却室側の先端部に設けら
れ、かつ前記熱交換体の向きに吐出口を有するノズルを
設けたことを特徴とする請求項１記載の原子力発電所の
冷却設備。
（６）前記冷却室の上部空間と前記原子炉格納容器内の
前記冷却室外部とを連通するベント管を設けたことを特
徴とする請求項１記載の原子力発電所の冷却設備。