JPH02226096A - 加圧水形原子炉プラント - 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】 先吸亘１Ｍ 本発明は、原子炉圧力容器からの高温流体を蒸気発生器
に導入すると共に、ホットレッグ導管に残留熱除去装置
及び渦流軽減装置を備えた加圧水射原子炉（ｐＩＡＲ）
プラントもしくはシステムに関するものである。

免匪座１遣 これまで、人為的エラー、設備の誤動作、及び原子炉冷
却材系における冷却流体インベントリ−の喪失等による
残留熱除去系（ＲＩＩＲ５）の運転事故が報告されてき
た。報告された事故の中で、幾つかのものは、原子炉冷
却材系における冷却流体が余りにも低いレベルまで排水
されたために起こっていた。原子炉冷却材系（ＲＣＳ）
の水レベルがあるレベル以下に排水されると、渦流が形
成され始めるようになり、残留熱除去（ＲＩＩＲ＞ポン
プにキャビテーションが起きて空気が詰まってしまうよ
うになる。損傷を防ぐために、残留熱除去ポンプを手動
により停止させなければならない、現在のＰＷＲプラン
トにおいては、これ等のポンプは安全注入ポンプである
。そのため、崩壊熱除去と低へ・ノド安全注入の機能が
失われ、原子炉冷却材系の温度上昇と、恐らく炉心の露
出とになる。炉心の露出期間が長くなると燃料に損傷を
生じさせることになる。

残留熱除去系を回復させるのに利用しうる時間余裕は、
或は（バルク沸騰、炉心の露出、燃料損傷等の前に）別
の熱除去方法を確立するのに利用しうる時間余裕は、原
子炉冷却材系温度と、崩壊熱率（これは、原子炉がトリ
ップしてから残留熱除去系が損傷するまでに経過する時
間の長さと、炉心出力運転の履歴とに依存する）と、原
子炉冷却材系インベントリ−の量とに依存している。

最悪の場合の一つに中間ループ（ｍｉｄ−ｌｏｏｐ）作
業中の残留熱除去系の喪失がある。中間ループ作業とは
、蒸気発生器の検査もしくは修理を行うためにホットレ
ッグ導管のほぼ中間レベルまで原子炉冷却材系を部分的
に排水する作業のことである。

残留熱除去ポンプは所定の流量で運転され、原子炉冷却
材系インベントリ−は減少する。原子炉冷却材系インベ
ントリ−があるレベル以下に低下するとく原子炉冷却材
系には殆どレベル余裕が無いので直ぐ起きる）、渦流が
形成し始めて残留熱除去ポンプにキャビテーションが生
じるため、残留熱除去系の喪失事故になる。原子炉冷却
材系インベントリ−の減少により、バルク沸（及び炉心
の露出前に残留熱除去系を復旧させるのに利用しうる時
間が短くなる。

改良型の加圧水彩原子炉プラントは、独立した残留熱除
去系を有していない点で、通常のＰＷＲｔＩＩ造と異な
っている。かかる改良型プラントの例は特願昭６２−１
１６１号明細書に記載されている。伝統的な崩壊熱除去
機能が使用済み燃料冷却機能と結合して、かかる改良型
プラントにおいて使用済み冷却系を形成する。かかる結
合の１つの利点は、改良型の加圧水彩原子炉プラントの
使用済み燃料冷却系により使用済み燃料ビットの冷却と
崩壊熱の除去とが同時に且つ別個に行われることである
。

２つの同一のポンプ及び熱交換器列を交代可能なＦＩ！
様で使用できるので、残留熱除去系の容量の冗長性要件
が満たされる。他の利点は、ポンプがもう安全注入ポン
プではないことである。

しかし、伝統的なプラントにおける中間ループ作業に関
連した残留熱除去系の冷却問題の喪失は、依然としてこ
の改良型加圧水形原子炉プラントに当て嵌まる。改良型
プラントにおいては、蒸気発生器の検査及び修理のため
に、ホットレッグ導管の水レベルをあるレベル以下まで
排水する必要がある。崩壊熱除去ポンプは、中間ループ
作業の進行中にホットレッグ導管から吸い込むので、ホ
ットレッグ導管のレベルが低すぎると渦流を招来してポ
ンプにキャビテーションを起こし、伝統的なＰＲＨプラ
ントと同様の結果になる。

本発明の目的は、加圧水彩原子炉におけるポンプを含む
崩壊熱除去系において、渦流により招来されるキャビテ
ーション、即ち同崩壊熱除去系のポンプ内への空気の導
入を軽減もしくは解消することである。

几団ヱ月１展 加圧水彩原子炉プラントは、原子炉圧力容器と、少なく
とも１つの蒸気発生器と、原子炉圧力容器からの高温流
体を蒸気発生器に放出するホラ１〜レツグ導管と、蒸気
発生器からの低温流体を原子炉圧力容器に戻すコールド
レッグ導管と、内部に渦流軽減装置を有する残留熱除去
装置とを有する。

残留熱除去装置は、導管の第１部分と、ポンプと、導管
の第２部分と、関連した種々の弁及び計装とを有する。

導管の第１部分は、ポットレッグ導管から放出された流
体をポンプに運び、導管の第２部分は、ポンプからの流
体を原子炉圧力容器の内部に戻す。

円筒形の導管の形態の段付きノズルが設けられていて、
該段付きノズルがホットレッグ導管と残留熱除去導管の
第１部分とを相互に接続している。

この段付きノズルは、残留熱除去系のポンプにキヤビテ
ーションを生じさせることがある渦流の形成を防止する
ように、ホラ）−レッグ導管及び導管の第１部分に関し
て特定の寸法を有している。

ポンプ吸込口において渦流により招来されるキャビテー
ションもしくは空気詰まりを軽減もしくは排除するため
に、上述の段付きノズルは、ホットレッグ導管と残ｆｆ
Ｉ熱除去導管の第１部分との間に配設されると共に、ホ
ットレッグ導管の直径によって割った同段付きノズルの
直径の商が少なくとも０．５５であり、残留熱除去導管
の第１部分の直径によって割った同段付きノズルの直径
の商が少なくとも１．９であるような直径を有する。ま
た、段１すきノズルの長さは、その直径によって割った
長さの商が少なくとも１．４４であるような特定の寸法
のものでなければならない。

１且ｌ盈泗 第１図及び第２図を参照すると、加圧水彩原子炉システ
ムもしくはプラント１が、収り外し自在の蓋体５と本体
部７とを有する原子炉圧力容器３をＮんで図示されてい
る。この圧力容器３は、少なくとも１つの冷却材流入口
手段即ちコールドレッグ導管９及び少なくとも１つの冷
却材流出口手段即ちホットレッグ導管１１を有し、これ
等は、圧力容器３の本体部７の壁部１３を貫通するよう
に同壁部１３と一体的に形成されている。圧力容器３は
炉心（図示せず）を含んでおり、該炉心の複数の核燃料
要素が圧力容器３の蓋体５を貫いて延びる制御装置１５
の位置に主に依存して熱を発生する。炉心により発生さ
れた熱は、当該技術分野において周知のように、コール
ドレッグ導管９から入ってホットレッグ導管１１から出
る冷却材流により炉心から運び出される。ホットレッグ
導管１１が高温の冷却材流体を蒸気発生器１７へ運ぶと
、そこで蒸気が発生されてエネルギーを生成する。蒸気
発生器からの使用済みの低温冷却材流体は、コールドレ
ッグ導管９により圧力容器３に戻される０図示の実施例
では、２つの蒸気発生器１７が単一の圧力容器３に接続
されていて、各蒸気発生器１７へ圧力容器３から１本の
ホットレッグ導管１１が延びると共に、各蒸気発生器１
７から２本のコールドレッグ導９９が延びて圧力容器３
に戻っているが、ホットレッグ導管及びコールドレッグ
導管を他の仕方で配列することもできる。

中間ループ作業中、第２図に示すように、原子炉圧力容
器の蓋体５と制御装置１５とは取り外されて、残留熱除
去系１９を通るホットレッグ導管１１からの冷却材の連
続循環により残留熱の除去が行われる。残留熱除去系１
９は、ホットレッグ導管１１からポンプ２３への排出導
管即ち、残留熱除去導管の第１部分２１と、原子炉圧内
容８３の内部に連通するポンプ２３からの戻し導管即ち
、残留熱除去導管の第２部分２５（第２残留熱除去導管
）とを含んでいる。残留熱除去導管の第１部分２１への
ホットレッグ導管ｌｌ内の流体の渦流によりポンプ２３
にキャビテーションが発生するのは上述のような中間ル
ープ作業中である。

本発明によると、残留熱除去装置２７が設けられていて
、これが、残留熱除去導管の第１部分２１へ、そして同
第１部分２１からポンプ２３へ流れる際のホットレッグ
導管における流体のキャビテーションを防止する６図示
のように、円筒形のホットレッグ導管１１は第１の直径
り、を有する（第３図）１円筒形の残留熱除去導管の第
１部分２１は、ホットレッグ導管からの流体を受ける第
１端部２９と、ポンプ２３に接続された第２端部３１と
を有する。残留熱除去導管の第２部分２５はポンプを原
子炉圧力容器３に接続する。

円筒形の導管の形態の段付きノズル３３が設けられてい
て、このノズル３３が、ホットレッグ導管１１をそこに
形成された出口オリフィス３５において残留熱除去導管
の第１部分２１の第１端部２９に相互に接続すると共に
、それ等と連通して、ホットレッグ導管１１から残留熱
除去導管の第１部分２１への流体の流れを可能にしてい
る。

ホットレッグ導管１１からの流体により招来される渦流
によりポンプ２３に発生するキャビテーションを軽減も
しくは防止するため、ホットレッグ導管１１、段付きノ
ズル３３及び残留熱除去導管の第１部分２１の内径は、
ホットレッグ導管において形成された渦流の運動量を減
少して渦流を崩し、ボンプ２３への空気の流入と同ポン
プ２３のキャビテーショ〉・とを防止するのに十分な所
定の相対的寸法を有していなければならない。

第３図及び第４図に最も良く示したように、ホットレッ
グ導管１１は、所定値の内径り、を有するのに対して、
残留熱除去導管の第１部分２１は所定値の内径Ｄ２を有
する。やはり円筒体の形態である段付きノズル３３は、
特定の長さ及び直径を有する。

段付きノズル３３の内径り、は、ポットレッグ導管１１
の内径り、に対して相対的な値を有していなければなら
ず、Ｄ３／Ｄ１が０．５５に等しいかそれよりも大きい
、即ちＤｊ／Ｄ、≧０．５５であるような値である。ま
た、段付きノズル３３の内径り、は、残留熱除去導管の
第１部分２１の内径０２に対して相対的な値を有してい
なければならず、Ｄｉ／Ｄ２が１．９に等しいかそれよ
りも大きい値、即ちＤ３１０２≧１．９であるような値
である。

キャビテーションを防止もしくは軽減するために、段付
きノズル３３は、ホットレッグ導管１１及び残留熱除去
導管の第１部分２１の各々に対して特定の相対的直径を
有することに加えて、その内径り。

に対して所定の長さＬを有していなければならない１段
付きノズル３３の長さＬは、Ｌ　／　Ｄ　ｓが１．４４
に等しいかそれよりも大きい値、即ちＬ／ｆ）　３≧１
．４４であるような値を有していなければならない。

次の数値は本発明に従って使用可能な寸法を示している
。

ポットレッグ導管１１の内径り、＝７８．７４ｃｍ（３
１ｉｎ）残留熱除去導管の第１部分２１の内径Ｄ２＝　
２２．２３ｃｍ（８，５ｉｎ） 段付きノズル３３の内径０３　＝　４３．３８ｃｍ（１
７，０８ｉｎ）段付きノズル３３の長さＬ　＝　６２．
４８ｃｍ（２４，６ｉｎ）試験結果によると、上述の条
件が満たされた場合、残留熱除去導管の第１部分２１は
、段付きノズル３３と、入口３７を介して原子炉容器か
ら流体を受けて出口３９から蒸気発生器に放出するよう
になっているポットレッグ導管１１との区別がなくなる
ことが分かった。

残留熱除去系において特定寸法の段付きノズル３３を使
用することにより、ポンプ２３のキャビテーション即ち
ポンプ内への空気の導入が最少もしくは排除されるよう
になる。

これ等の特定の寸法を使用する背後にある原°理は次の
２つであると考えられる。

（ａ）段付きノズルがホットレッグ導管の一体部分とな
る。その結果、所定流量での渦流の形成に対して大きな
影響をもつパラメータである水インベントリ−が増大す
る。

（ｂ）段付きノズルにすると残留熱除去導管の第１部分
よりも速度が遅くなる。その結果、所定流量での渦流の
形成に対して大きな影響をもつ別のパラメータであるフ
ロート数が段付きノズルのところで小さくなる。

・上述したような改良型の渦流軽減装置は新しい構造の
加圧水彩原子炉プラントにおいて使用してもよく、或は
既存の構造の加圧水彩原子炉プラントに後から用いても
よい、渦流軽減装置を既存の加圧水彩原子炉プラントに
後から用いた場合、残留熱除去導管の第１部分２１はホ
ットレッグ導管１１からその接続部分で切り離さなけれ
ばならない。

その後、段付きノズル３３をホットレッグ導管１１と残
留熱除去導管の第１部分２１との間に挿入して、それ等
に符号４１で示すように溶接する０段付きノズルのこの
余分な長さを吸収するために、残留熱除去導管の第１部
分２１は、残留熱除去系の残りの径路に応じて、短くし
てもよいし、しなくてもよい。

【図面の簡単な説明】

第１図は、本発明の渦流軽減装置を有する加圧水彩原子
炉プラントの斜視図、第２図は、中間ループ作業状態を
示す第１図の加圧水彩原子炉プラントの立面図、第３図
は、所要の相対寸法を有する本発明の渦流軽減装置の断
面図、第４図は、第３図のＩＶ’−ｆＶ線に沿った断面
図である。 １・・・加圧水彩原子炉プラント ３・・・原子炉圧力容器　　　１７・・・蒸気発生器９
・・・コールドレッグ導管　１９・・・残留ｆｉ除去系
１１・・・ホットレッグ導管　　２３・・・ポンプ２１
・・・残留熱除去導管の第１部分 ２５・・・第２残留熱除去導管（残留熱除去導管の第２
部分） ２９・・・残留熱除去導管の第１部分の第１端部３１・
・・残留熱除去導管の第１部分の第２端部３３・・・段
付きノズル 出願人　　ウェスチングハウス・エレクトリック・コー
ポレーション

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 原子炉圧力容器と、 少なくとも１つの蒸気発生器と、 前記原子炉圧力容器からの高温流体を前記蒸気発生器に
   入れるための直径Ｄ＿１のホットレッグ導管と、 前記蒸気発生器からの低温流体を前記原子炉圧力容器に
   戻すための少なくとも１つのコールドレッグ導管と、 前記ホットレッグ導管からの流体を受ける第１端部と、
   第２端部とを有する直径Ｄ＿２の残留熱除去導管の第１
   部分と、 前記原子炉圧力容器に接続される第２残留熱除去導管と
   、 前記残留熱除去導管の前記第１部分を前記第２残留熱除
   去導管と相互に接続するポンプと、前記ホットレッグ導
   管を前記残留熱除去導管の前記第１部分の第１端部と相
   互に接続すると共に、直径Ｄ＿３及び長さＬを有し、Ｄ
   ＿３／Ｄ＿１≧０．５５、Ｄ＿３／Ｄ＿２≧１．９、Ｌ
   ／Ｄ＿３≧１．４４である段付きノズルと、を備える加
   圧水形原子炉プラント。