JPH0227295A - 原子炉非常用炉心冷却装置 - 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】 〔発明の目的〕 （産業上の利用分野） 本発明は、沸騰水型原子炉の冷却材喪失事故時における
原子炉非常用炉心冷却装置に関する。

（従来の技術） 原子炉非常用炉心冷却装置は配管破断による冷却材喪失
事故に対して燃料および燃料被覆の重大な損傷を防止し
、かつ燃料被覆の金属と水との反応を十分小さな量に制
限する。

第２図は、従来の原子炉非常用炉心冷却装置の系統図で
ある。原子炉非常用炉心装置１は、高圧炉心スプレィ系
２、自動減圧系３、低圧炉心スプレィ系４．低圧注水系
５，６．７の各系統からなる。原子炉圧力容器８は、炉
心９を中央部に収容している。炉心９は、略円筒形のシ
ュラウド１ｏに取り囲まれている。このシュラウド１ｏ
の上部にはシュラウドヘッド１０ａが設置されている。

高圧炉心スプレィ系２．低圧炉心スプレィ系４、および
低圧注水系５，６．７は、シュラウド１ｏの内側へ冷却
材を供給するよう構成されている。自動減圧系３は、主
蒸気配管１１に設置されている。高圧炉心スプレィ系２
．低圧炉心スプレィ系４．および低圧注水系５，６．７
には、それぞれポンプ２ａ。

４ａ、　５ａ、　６ａ　、７ａが設置されている。

高圧炉心スプレィ系２は、「原子炉水位低」または「格
納容器圧力高」の冷却材喪失事故信号を受けて起動し、
原子炉が高圧状態にあるときからシュラウドｌＯ内の燃
料集合体（図示せず）上にスプレィすることにより炉心
９を冷却する。自動減圧系３は、原子炉内の蒸気を放出
して減圧することにより低圧炉心スプレィ系４または低
圧注水系５．６．７による注水を促す機能を有している
。

低圧炉心スプレィｉｈ４は、前記冷却材喪失事故信号を
受けて起動し、原子炉が低圧状態になった後にシュラウ
ドｌＯ内の燃料集合体上にスプレィすることにより炉心
を冷却する。低圧注水系５，６゜７の３系統はそれぞれ
別ループとなっており、前記冷却材喪失信号を受けて起
動し、原子炉が低圧になった後に冷却水を直接シュラウ
ド内へ注入し、冠水することにより炉心を冷却する。ま
た、低圧注水系５，６は、余熱除去系とポンプ５ａ、６
ａを共用している。

これらの原子炉非常用炉心冷却装置１は、駆動源となる
電源系ごとに３個に区分され１区分Ｉとして低圧炉心ス
プレィ系４と低圧注水系５の２系統、区分■として低圧
注水系６，７の２系統、区分■として高圧炉心スプレィ
系２の１系統と電源構成が区分されている。冷却材喪失
事故時に非常所内１１！源系の運転下で例えば電源系１
個の単一故障を仮定しても原子炉非常用炉心冷却装置の
安全機能が喪失しないように独立性を有する設計になっ
ている。

（発明が解決しようとするＨＭ＞ 高圧炉心スプレィ系の単一事故を想定し中小破断によっ
て冷却材喪失事故が生じた場合、中小破断では原子炉圧
力容器は高圧状態に保たれる。したがって、自動減圧系
による減圧を待って、低圧系の原子炉非常用炉心冷却装
置により炉心の冷却を行なわなければならなかった。

しかしながら、シュラウド内の冷却材供給系として高圧
系統を複数設置することは、シュラウド内の構成が複雑
になり、原子炉の信頼性を落とすことになる。

本発明の目的は、各種配管破断における冷却材喪失事故
時に対処できる高圧および低圧の冷却水注水系を注水系
統構成および注水箇所の観点から充実を図ることによっ
て、炉心冷却能力を向上できる原子炉非常用炉心冷却装
置を得ることにある。

〔発明の構成〕

（ｓ塵を解決するための手段） 上記目的を達成するために１本発明においては、炉心を
取り囲む略円筒形のシュラウドを内部に収容する原子炉
圧力容器と、このシュラウドの上部に設置されたシュラ
ウドヘッドと、このシュラウドヘッドおよび前記シュラ
ウドの内側かつ前記炉心の上方に接続される一系統の低
圧系統と、前記原子炉圧力容器の内側かつ前記シュラウ
ドヘッドおよび前記シュラウドの外側に接続される一系
統の低圧系統と、前記原子炉圧力容器の内側かつ前記シ
ュラウドヘッドおよび前記シュラウドの外側に接続され
る三系統の鍼高圧系統とから成ることを特徴とする原子
炉非常用炉心冷却装置を提供する。

（作用） このように構成された装置においては、高圧系統の単一
故障を仮定した場合でも他の系統により中小破断時の高
圧状態下でのシュラウド外への注水が可能となり炉心の
冠水による冷却が増進される。

また、大破断時においては、原子炉圧力容器は急減に減
圧するので、２系統の低圧系により炉心を効果的に冷却
することが可能となる。

（実施例） 以下１本発明に係る原子炉非常用炉心冷却装置の一実施
例を第１図を参照して説明する。

第１図は、原子炉非常用冷却装置の系統図である。原子
炉非常用炉心冷却袋ｇ１２０は、高圧注水系２１、２２
．２３．低圧炉心注入系２４．２５、低圧注入系２６、
および自動減圧系２７とから構成される装置シュラウド
２８は、原子炉圧力容器２９内に収容され。

炉心３０を取り囲んでいる。シュラウド２８の上部には
、シュラウドヘッド２８ａが設置されている。高圧注水
系２１．２２．２３．および低圧注入系２６は、シュラ
ウド２８の外側に接続されている。低圧炉心注入系２４
．２５はシュラウド２８の内側に接続されている。高圧
注入系２１．２２．２３、低圧炉心注入系２４゜２５、
および低圧注入系２６には、それぞれポンプ２１ａ、　
２２ａ、　２３ａ、　２４ａ、　２５ａ、　２６ａが設
置されている。

自動減圧系２７は、主蒸気配管３１に設置されている。

高圧注入系２３および低圧注入系２６は、給水系配管３
２を介して原子炉圧力容器２９に接続されている。

これらの原子炉非常用炉心冷却袋！！２０は、駆動源は
３個に区分され、それぞれの区分に高圧系と低圧系が各
一系統配されている。すなわち、区分！として高圧系２
３と低圧注入系２６の２系統、区分■として高圧注入系
２１と低圧炉心注入系２４の２系統１区分■として高圧
注入系２２と低圧炉心注入系２５が配置されている。

また、低圧炉心注入系２４．２５および低圧注入系２６
は、余熱除去系とポンプ２４ａ、　２５ａ、　２６ａを
共用している。高圧注入系２３は、隔離時冷却系とポン
プ２３ａを共用している。このポンプ２３ａは、蒸気タ
ービン３３で駆動されるよう構成されている。

高圧注入系２１．２２．２３および低圧注入系２６は、
冷却材を直接シュラウド２８の外側へ注水し、冷却材の
炉心３０への回り込みにより、炉心を冠水し冷却を行な
う、低圧炉心注入系２４．２５は、冷却材を直接シュラ
ウド２８の内側へ注水し、炉心を冠水させることにより
冷却を行なう、高圧注入系２３と低圧注入系２６は、通
常時に使用される給水配管３２を経由して原子炉圧力容
器２９へ注水する。

次に系統構成および注水箇所について考える。

小破断の冷却材喪失事故の場合には破断流量が小さいた
めに原子炉は高圧状態に長く維持されるので、低圧系に
よる注水は期待できない、しかしながら、冷却材の流出
量に見合う注水量は少なくてよく、それに対する高圧系
の容量も少なくてすむ、また、高圧系として３系統配備
しであるので、単一故障に加えて高圧系配管自体の破断
を考慮しても少なくとも１系統の高圧系が残る。これに
より原子炉への冷却材の補給は十分に行われ、シュラウ
ド外側から炉心へ高圧系による注水が回り込むことによ
って炉心の冷却が維持される。

大破断の冷却材喪失事故の場合には、ＩＭ子炉圧力は急
速に低下し、原子炉水位も非常に速く低下する。このた
め、大容量の低圧系が必要となる。

大破断の冷却材喪失事故はシュラウド外側に接続された
配管で起きるので、この場合にはシュラウド外側へ注水
しても破断口からこの注水された冷却材が抜けて十分に
炉心へ回り込まなくなる可能シ 性がある。したがって、Ｎニラウド内へ直接注水するこ
とにより冷却する方がより効果的な冷却が行なわれる。

また高圧系と同様に低圧系を３系統構成にすることによ
り自己破断に単一故障を加えても自己破断が大破断とな
る可能性は給水管に接続した低圧系の破断のみであるの
で破断時は少なくとも１系統によるシュラウド内側への
注水ができる。

本実施例によれば、高圧注水系の３系統および低圧注水
系の自給水配管に接続された１系統をシュラウド外注入
とし、残りの低圧注水系２系統をシュラウド内注入にす
れば、原子炉容器に接続された種々の配管の破断状況に
応じた効果的な冷却が系統の全容量を増加させることな
く行なうことができる。

低圧系３系統全てが余熱除去系と共用されているので、
余熱除去系の熱交換器によって冷却された冷たい水を３
系統中２系統直接シユラウド内に注水でき、事故後崩壊
熱により発生する原子炉出力を効果的に取り去ることが
できる。

高圧系の駆動源のうち、１系統は隔離時冷却系と共用さ
れ、蒸気タービンで駆動されているので、全電源喪失時
の原子炉停止状態に対応できる。

隔離時冷却系と共用となる高圧系とその同じ区分に属す
る低圧系は給水系と配管を共有しているので、配管を削
減できプラント内の空間スペースを有効に活用できる。

３系統ずつの高圧および低圧注水系統を設置しているの
で、どの単一故障を仮定しても必ず高圧および低圧注水
冷却機能が保持できる。

なお、この実施例では、シュラウド内に接続される低圧
系を注水系統としたが、これをスプレィ系統とすれば、
炉心冷却に対してスプレィ冷却効果を加えることができ
る。

〔発明の効果〕

本発明によれば、各種配管破断による冷却材喪失事故に
対して効率的に炉心を冷却することができ、特に高圧系
の単一故障を仮定した場合でも他の系統により冷却能力
を維持でき、原子炉の安全性を向上できる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る原子炉非常用炉心冷却装置の一実
施例の系統図、第２図は従来の原子炉非常用炉心冷却装
置の系統図である。 ２０・・・原子炉非常用炉心冷却装置 ２１、２２．２３・・・高圧注入系

Claims (2)

【特許請求の範囲】
1. （１）炉心を取り囲む略円筒形のシュラウドを内部に収
   容する原子炉圧力容器と、このシュラウドの上部に設置
   されたシュラウドヘッドと、このシュラウドヘッドおよ
   び前記シュラウドの内側かつ前記炉心の上方に接続され
   る二系統の低圧系統と、前記原子炉圧力容器の内側かつ
   前記シュラウドヘッドおよび前記シュラウドの外側に接
   続される一系統の低圧系統と、前記原子炉圧力容器の内
   側かつ前記シュラウドヘッドおよび前記シュラウドの外
   側に接続される三系統の高圧系統とから成ることを特徴
   とする原子炉非常用炉心冷却装置。
2. （２）前記高圧系統および前記低圧系統を駆動する機器
   の動力源は三個に区分され、この区分には前記高圧系統
   および前記低圧系統が各一系統配されて成ることを特徴
   とする請求項１記載の原子炉非常用炉心冷却装置。