JPH0239759B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、加圧水型原子炉の炉心緊急スタンバ
イ冷却装置に関するものである。

原子炉に使用されるこの型式の公知の冷却装置
は加圧水で充填されたアキユムレータを含み、該
アキユムレータが遮断弁を経由して原子炉の一次
冷却回路と接続され、前記遮断弁が前記一次回路
の圧力の一定の低い値に感応する。アキユムレー
タを充填する水は窒素で加圧されている。

これらの公知の装置は多数の欠点を有してい
る。すなわち、炉心のスタンバイ冷却アキユムレ
ータからの水の注入は必ずしも最も好都合の時に
生ずるとは限らない。すなわち、一次回路内の圧
力降下が配管の比較的小さな破壊によるときは、
アキユムレータの排水を生ずるに適した一次圧力
の減少なしに一次回路の排水が生ずるかも知れな
い。その場合に一次回路は「高圧」ポンプにより
充填することができるが、しかしながらポンプは
操作者により誤つて操作されるかも知れない能動
システムを構成する。加えて、アキユムレータの
排水は一次回路の圧力の値と連繋しかつ一次回路
を水で充填するために必要な最も重要な物理的大
きさである原子炉容器の水位と連繋しない。

さらに、一次回路への水の注入は一般にアキユ
ムレータ内で水を加圧するのに使用する窒素ガス
の注入によつて終端される。このガスはその場合
に蒸気発生器の逆Ｕ形のチユーブ内にトラツプさ
れるか、または蒸気発生器が、一次流体が上方端
で蒸気発生器に入りかつその下方端で該蒸気発生
器を出る、いわゆる「単一パス（シングルパス）」
型であるときは一次回路の熱水用分岐管の上方部
にトラツプされる。したがつて、両方の場合にお
いてトラツプされた窒素ガスが水の循環を妨げる
ので蒸気発生器によつて構成される冷却源の効率
損がある。

本発明の目的は、従来装置の欠点を有せずかつ
とくに最も都合のよい時期に冷却水を炉心に注入
することができる緊急冷却装置を提供することに
ある。

それゆえ、本発明は、一次冷却回路の熱水およ
び冷水用分岐管によつて少くとも１個の蒸気発生
器と接続された密閉原子炉容器内に原子炉の炉心
が配置されている加圧水型原子炉の炉心緊急冷却
装置において、 該装置は水を充填した少くとも１つの高圧貯液
槽を含み、かつ該貯液槽の底部が前記一次回路の
前記熱水および冷水用分岐管を前記原子炉容器に
接続する部分の上方に位置し、前記貯液槽の頂部
が該分岐管の接続部分と前記炉心の頂部との間で
前記原子炉容器内に終端する第１パイプによつて
前記原子炉容器に接続されかつ前記貯液槽の底部
が該第１パイプの下方で前記原子炉容器内に終端
する第２パイプによつて前記原子炉容器に接続さ
れていることを特徴とする加圧水型原子炉の炉心
緊急またはスタンバイ冷却装置に関する。

本発明による装置の結果として、緊急水の注入
は一次回路内で一定の低圧に感応する遮断弁によ
つてはもはや制御されずかつそれに代つて原子炉
容器内の一次流体の水位の減少によつて制御され
る。開始レベルは貯液槽を原子炉容器に接続する
第１パイプによつて決定され、容器内の水位が減
少した場合に形成される蒸気が前記パイプに入り
込み貯液槽の排水を開始させる。

本発明の第１の変形によれば、２本のパイプが
ほぼ同一高さにおいて原子炉容器に入り込む。好
ましくは、その場合に２本のパイプは水平部分を
有し、該部分は正規の作動条件下で原子炉容器と
貯液槽との間の自然対流によるいかなる流れの開
始をも阻止するために適宜な長さについて熱的に
絶縁されないかまたは単にわずかに熱的に絶縁さ
れる。原子炉容器と貯液槽を接続するパイプはバ
ルブを備えていない。

本発明の第２の変形によれば、原子炉容器と貯
液槽との間に自然対流による流れを作ることが望
まれるときは、２本のパイプは異なるレベルで原
子炉容器に入り込む。

本発明の他の態様によれば、第２パイプは原子
炉容器内に下方に向けた屈曲部またはひじ状部を
有し、この屈曲部またはひじ状部は注入水を一方
で該容器の熱水と部分的に混合せしめかつ他方で
該容器の底部に直接到達せしめることができる管
体によつて延在される漏斗に入り込む。

本発明の１つの実施態様においては、装置は貯
液槽内に配置した熱交換器を有する冷却回路を含
んでいる。この冷却回路はクラツクまたは開口が
発生する場合において一次回路の圧力降下を確実
にするために使用される低圧緊急注入回路にする
こともできる。一次圧力が十分に降下するとすぐ
に、この冷却回路は三方弁を経由して一次回路の
充填を確実にする。

本発明による装置の他の実施態様においては貯
液槽の上方部を少なくとも１つの電子弁を経由し
て少なくとも１つの熱水用分岐管とかつ貯液槽の
下方部を電子弁および循環ポンプを介して少なく
とも１つの冷水分岐管とそれぞれ接続する停止に
向けて原子炉を冷却するための２本のパイプを有
することができる。この態様の結果として、本発
明による装置はまた停止に向けて原子炉を冷却す
るための高圧装置を使用することもできる。後者
の作用のため、冷却回路の水容器はそれ自体冷却
されねばならない。

本発明による装置のさらに他の実施態様におい
ては高圧貯液槽内に内包される水の加熱回路を含
んでもよく、前記回路は貯液槽内に配置されたコ
イルを有しかつその端はそれぞれ少なくとも１個
の電子弁によつて少なくとも１つの熱水用分岐管
および少なくとも１つの冷水用分岐管に接続され
る。

本発明の他の実施様態によればによれば、貯液
槽内に内包される水はホウ酸溶液にすることがで
き、そのホウ酸の濃度は貯液槽が外部の化学的か
つ容積測定制御回路に接続される接続回路によつ
て制御かつ調整される。

本発明の一実施例を添付図面を参照して以下に
説明する。

図面は加圧水型原子炉容器１０を略示してお
り、その炉心１２には原子炉容器１０内に配置さ
れかつフエルールまたはカラー１４によつて支持
されている。原子炉の炉心を矢印の方向に流れる
冷却流体１６が横断する。この型の原子炉におい
ては一般に加圧水で構成される冷却流体１６は原
子炉炉心内の核分裂によつて放出された熱を引き
出しかつそれを一次冷却回路によつて図示してな
い蒸気発生器へ移動する。一次回路は多数のルー
プによつて構成されるが、図面では熱水用分岐管
１８および冷水用分岐管２０のみが部分的に示し
てある。

本発明によれば、ホウ酸水溶液２４が充填され
た少なくとも１つの高圧貯液槽２２が原子炉密閉
ケーシング２６内に配置される。実用上、安全の
ために、貯液槽２２のような貯液槽が少なくとも
２個配置される。各貯液槽２２はその底部が一次
回路の熱水用分岐管１８および冷水用分岐管２０
の上方に位置決めされるような高さに配置され
る。第１パイプ２８は貯液槽２２の頂部を一次回
路の熱水用分岐管１８および冷水用分岐管２０と
原子炉炉心１２の頂部との間で原子炉容器１０に
接続している。第２パイプ３０は貯液槽２２の底
部を原子炉容器１０に接続し、このパイプは好ま
しくは原子炉容器１０と貯液槽２２との間の水の
自然流を阻止するためにパイプ２８と同一高さで
入り込む。図示しない変形において、パイプ２８
と３０はホウ酸水溶液が原子炉容器と貯液槽との
間の自然対流によつて流れることが望まれるとき
２つの異なる高さにおいて原子炉容器１０に入り
込むことができる。

図示のごとく、パイプ３０はひじ状部または屈
曲部２９により原子炉容器１０内で下向きに延び
その端部は、原子炉容器の底部近傍で終端するチ
ユーブ３３の上端を構成する漏斗３１に入り込
む。屈曲部２９の端部は原子炉容器１０内の水位
が下降すると、形成された蒸気が直ちにパイプ２
８に入り込む貯液槽２２の排水を開始するように
炉心１２の頂部に接近した位置にある。屈曲部２
９の端部と漏斗３１との間に残される自由空間は
原子炉容易の熱水と貯液槽２２からの注入水を部
分的に混合することを可能にし、残りの注入水は
チユーブ３３を経由して原子炉容器の底部に直接
通過する。

図示のごとく、各パイプ２８および３０は原子
炉容器と貯液槽との間にホウ酸溶液２４の自然対
流に対する障害物を形成する略水平部を有してい
る。パイプ２８および３０のいずれにもバルブが
設けてないので、貯液槽２２は前記２本のパイプ
によつて直接かつ不変的に原子炉容器１０と接続
されている。

本実施例において、貯液槽２２内の水（水溶
液）２４は貯液槽２２内に配置したコイル形の熱
変換器３６、循環ポンプ３５およびバルブ３７を
有する冷却回路３４によつて冷却される。回路３
４に流れる冷却流体は貯水槽４２から到来しか
つ、例えば貯水槽４２内の第２交換器３８によつ
て永続的に冷却される。

冷却回路３４はバルブ３９及び三方弁４９によ
り制御されるスタンバイまたは緊急注入回路３２
を経由して一次回路に接続される。バルブ３９は
緊急注入信号を受信すると開き、三方弁４９はこ
のとき一次回路の圧力が十分降圧するとすぐに図
示の第１の位置から第２の位置（図示せず）に切
替り、貯水槽４２へ向う緊急注入水が貯水槽４２
に再循環することを阻止し、この水がポンプ３５
により、熱交換器３６、回路３２、及びパイプ３
０を通つて一次回路に充填することを許容する。

好ましくは、本発明による緊急冷却装置はまた
停止に向つて原子炉を冷却するためのパイプ４０
と６０を有し、これらのパイプは貯液槽２２の上
方部および底部を一次回路の１つまたはそれ以上
の熱水および冷水用分岐管１８，２０と接続す
る。これらのパイプ４０および６０は、ポンプ４
３によつてかつ電子弁４４および６４を解放後、
一次回路水のどんな温度および圧力であつても、
一次回路の感知し得る熱及び原子炉炉心が冷却停
止している間中の原子炉炉心の残余の力を除去す
ることができる。

本発明ではまた貯液槽２２中の液の加熱手段と
して加熱回路７０が電子弁４４の上流側でパイプ
４０と接続される。回路７０は、電子弁６９およ
び、好ましくは貯液槽２２の底部に配置されかつ
パイプ６０のノズルで終端するコイル７１を有し
ている。コイル７１の両端部はしたがつてパイプ
４０および６０により一次回路の熱水および冷水
用分岐管１８，２０に間接的に接続される。

貯液槽２２は、原子炉容器１０とバルブ４４及
び６４によつて熱的に遮断されているので適当な
加熱手段が無いと、貯液槽のほう酸溶液の温度は
一次回路の温度（通常287℃〜324℃）に較べて非
常に低いことになる。この状態で緊急時にほう酸
溶液を原子炉容器に流入させると熱衝撃を誘発
し、原子炉容器を破壊するおそれがある。

このような危険をさけるために、常態下にある
とき適当な加熱手段によつて貯液槽中のほう酸溶
液を原子炉容器中の温度より余り低過ぎない温度
に保つておく。

本発明ではその一態様として前記の如き加熱回
路４０とコイル７１によつて形成される加熱手段
を用いることができる。

原子炉が常態にあり貯液槽２２中のほう酸溶液
の温度が一定値以下に下がるとバルブ６９と６４
が自動的に開き（ポンプ４３は作動しない）、高
温の一次回路水の小量をパイプ１８から回路７０
及びコイル７１を通つてバイパスさせ、パイプ６
０及びポンプ４３を通つて一次回路のパイプ２０
に再注入させて加熱系を形成する。

この系では、上記のように加熱に用いられる一
次回路の熱水は貯液槽２２中で回路７０及びコイ
ル７１の管路系を流れるのでこの流れは貯液槽２
２中のほう酸溶液に何等の流れも与えず、従つて
貯液槽２２のほう酸濃度はこのような加熱系に影
響されずに一定の値に保たれる。

自明のごとく、貯液槽２２内の液はいかなる手
段（例えば電気）によつても加熱することができ
る。

本実施例において、貯液槽２２内に含まれる水
２４のホウ酸の濃度は２個の電子弁５２からなる
回路５０によつて制御かつ調整される。回路５０
は原子炉の密閉ケーシング２６の外部で貯液槽２
２を通常の化学的かつ容積測定回路に接続する。

最後に、電子弁５６によつて制御される浄化ま
たは排水回路５４は貯液槽２２の上方部で終端す
る。

図面に関連して部分的に説明した加圧水型原子
炉の作動はこの型式の公知の原子炉の作動と同一
でありかつここではそれ以上説明しない。

パイプに形成された開口またはクラツクによる
一次流体の損失から結果として生ずる一次回路の
事故による減圧の間中、貯液槽２２内に含まれる
適当に冷却されたホウ酸溶液は原子炉容器内の水
位がパイプ２８の流入点以下に降下するとすぐに
原子炉容器１０内にパイプ３０により自動的に放
出される。したがつて、本発明による装置の開始
は、１個またはそれ以上の電子弁を使用する必要
なしに、原子炉容器の水レベルの降下によつて自
動的に制御される。加えて、これはけつして弁の
解放と連繋されない。すなわち、原子炉の炉心１
２の冷却は、炉心が排水される危険にさらされる
とすぐに、すなわち最も都合のよい時期に、一次
回路に形成されたクラツクまたは開口の大きさが
どんなであつても、常に確実に行われる。したが
つて、本発明による装置は開始が一次回路の一定
の圧力に感応する遮断バルブにより制御される従
来の装置よりはるかに有効である。

また図面に関連して説明した装置は電子弁４４
と６４を解放し、かつパイプ６０内に配置したポ
ンプ４３により原子炉容器１０と貯液槽２２との
間に一次流体の流れを作ることによつて停止への
原子炉の冷却を確実にすることができる。その場
合一次流体は冷却回路３４、とくに交換器３６に
よつて貯液槽２２内で冷却される。本装置は、し
たがつて、一次回路水の温度および圧力がこれら
の正規の作動値に比して著しく降下するのを待つ
必要なしに、一次回路からの感知し得る熱および
原子炉の冷却停止中の炉心１２からの残余の力を
除去することができる。

明らかなように、本発明は前述した実施例に制
限されるものではない。とくに、停止に向けて原
子炉を冷却するためのパイプ４０および６０は適
宜に除去することができかつこの場合に装置は一
次流体の損失による事故の場合において原子炉の
炉心の緊急冷却を行うだけである。貯液槽２２内
に含まれる水２４のホウ酸の濃度を制御かつ調整
することができる回路５０は除去するかまたはい
かなる同等の装置によつても置き換えることがで
きる。

【図面の簡単な説明】

図面は本発明によるスタンバイまたは緊急冷却
装置を備えた加圧水型原子炉容器を示す略図であ
る。 図中符号１０は原子炉容器、１２は炉心、１４
はフエルール、１６は冷却流体、１８は熱水用分
岐管、２０は冷水用分岐管、２２は高圧貯液槽、
２４はホウ酸溶液、２６は密閉ケーシング、２
８，３０はパイプ、２９は屈曲部、３１は漏斗、
３２は緊急注入回路、３３はチユーブ、３４は冷
却回路、３５は循環ポンプ、３６は熱交換器、３
７はバルブ、３８は熱交換器、３９はバルブ、４
０，６０はパイプ、４２は貯水槽、４３はポン
プ、４４，４６は電子弁、７０は加熱回路、７１
はコイルである。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 一次冷却回路の熱水および冷水用分岐管によ
   つて少くとも１個の蒸気発生器と接続された密閉
   原子炉容器内に原子炉の炉心が配置されている加
   圧水型原子炉の炉心緊急冷却装置において、 該装置は水を充填した少くとも１つの高圧貯液
   槽を含み、かつ該貯液槽の底部が前記一次回路の
   前記熱水および冷水用分岐管を前記原子炉容器に
   接続する部分の上方に位置し、前記貯液槽の頂部
   が、該分岐管の接続部分と前記炉心の頂部との間
   で前記原子炉容器内に終端する第１パイプによつ
   て前記原子炉容器に接続されかつ前記貯液槽の底
   部が、該第１パイプの下方で前記原子炉容器内に
   終端する第２パイプによつて前記原子炉容器に接
   続されていることを特徴とする加圧水型原子炉の
   炉心緊急冷却装置。 ２ 前記２本のパイプはほぼ同一高さで前記原子
   炉容器内に入り込むことを特徴とする特許請求の
   範囲第１項記載の加圧水型原子炉の炉心緊急冷却
   装置。 ３ 前記各パイプは水平部分を有し、該水平部分
   は絶縁されないかまたは単にわずかに熱的に絶縁
   されかつ原子炉容器と貯液槽との間の水の自然対
   流に対する障害物を形成することを特徴とする特
   許請求の範囲第２項記載の加圧水型原子炉の炉心
   緊急冷却装置。 ４ 前記２本のパイプは２つの異なる高さで前記
   原子炉容器内に入り込むことを特徴とする特許請
   求の範囲第１項記載の加圧水型原子炉の炉心緊急
   冷却装置。 ５ 前記第２パイプは前記原子炉容器の底部に向
   けられた屈曲部またはひじ状部を有し、該屈曲部
   またはひじ状部は原子炉容器の底部で終端する管
   体の上方端を構成する漏斗内で終端することを特
   徴とする特許請求の範囲第１項記載の加圧水型原
   子炉の炉心緊急冷却装置。