JPH0242393A

JPH0242393A - 原子炉の非常用炉心冷却装置

Info

Publication number: JPH0242393A
Application number: JP63192702A
Authority: JP
Inventors: Ryoichi Hamazaki; 浜崎　亮一
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1988-08-03
Filing date: 1988-08-03
Publication date: 1990-02-13

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、軽水型原子炉の冷却材喪失事故時における原
子炉の安全性を確保するための原子炉非常用炉心冷却装
置の改良に関する。

（従来の技術）軽水型原子炉としての沸騰水型原子炉は、第３図に示す
ように構成され、図示しない原子炉建屋内に原子炉格納
容器１が格納される。この原子炉格納容器１内に原子炉
圧力容器２が収容され、その下部にサプレッションブー
ル３が設ＧＪられる。

原子炉圧力容器２内には炉心シュラウド４にて囲まれた
炉心５が収容され、この炉心５にて加熱され、発生した
蒸気は主蒸気管６を通って図示しない蒸気タービンに案
内され、この蒸気タービンを駆動させるようになってい
る。蒸気タービンにてＷｊｊｉｔ、、た蒸気は復水器（
図示拷ず）にて凝縮された後、給水配管７を通り原子炉
圧力容器２内に戻されるようになっている。

この沸騰水型原子炉には、冷却材喪失事故時の原子炉の
安全性を確保するために原子炉非常用炉心冷却装置が設
けられている。この原子炉非常用炉心冷却装置は、非常
用炉心冷却系（以下、ＥＣＣ８という。）を備えており
、このＥＣＣ８は想定される配管破断による冷却材喪失
事故（以下、Ｌ　Ｄ　ＣＡという。）に対し、燃料およ
び燃料被覆の重大な損傷を防止でき、かつ燃料被覆材の
金属と水との反応を充分に小さな母に制限できる設備と
して設けられている。

ＥＣＣ５は、原子炉隔離時冷却系（以下、ＲＣｔＣとい
う。）８、高圧炉心スプレィ系（以下、ＨＰ　ＣＳとい
う。）９、自動減圧系（以下、ＡＤＳという。）１０お
よび低圧注水系（以下ＬＰＦＬという。）１１の各系統
からなっている。ＥＣＣ８の電ｖＪ機やポンプ等の各系
統機器は、火災等の場合を考慮してスペース的に三つの
区分Ａ、Ｂ。

Ｃに区画される。符号１２はＥＣＣ８の非常用所内電源
にて駆動される非常用ディーゼル発電機である。各区分
Ａ、Ｂ、ＣのＥＣＣ５ポンプ１３゜１４．１５は専用の
所内電源母線（図示せず）およびディーゼル発電Ｉａ１
１にそれぞれ接続されており、ＥＣＣ８は各区分Ａ、Ｂ
、Ｃ毎に独立性を有する設計とされ、非常用所内電源系
のみの運転下において、例えば系統の最重要機器に故障
が生じても、炉心冷却が充分に行なわれるように安全機
能を備えている。

また、自動減圧°系（ＡＤＳ）１０は逃がし安全弁１６
を備え、冷却材喪失事故時に低圧注水系（ＬＰＦＬ）−
１１、高圧炉心スプレィ系（ＨＦＯ２）９、原子炉隔離
時冷却系（ＲＣＩＧ）８と連携して炉心５を冷却する機
能を有する。

ＡＤＳｌｏは原子炉水位「低」および格納容器圧力「高
」の両信号を入力してから所定時間遅れをもって作動し
、原子炉蒸気をサプレッションブール３の水中に逃がし
、原子炉圧力を速やかに低下させ、低圧注水系１１や低
圧炉心スプレィ系による注水を可能とし、炉心冷却を行
なう。このＡＤＳｌｏは単独では炉心冷却を行なうこと
ができず、゛作動すれば冷Ｗ材で減少させるものである
ため、時間遅れをもって作動し、高圧炉心スプレィ系（
＋−（ＰＯ２）９のバックアップ機能を果している。

高圧炉心スプレィ系（ＨＰＯ３）９は２台の電動駆動Ｈ
Ｐｃｓポンプ１４．１４を備えている。

このＨＦＯ８９は、原子炉水位「低」または原子炉格納
容器圧力「高」の信号で作動を開始し、復水貯蔵タンク
１７の水またはサプレッションブール３のプール水を、
炉心上部に取付けられた炉心スプレィスパージャ１８の
ヘッダノズルから炉心５に納められた燃料集合体上にス
プレィして炉心を冷却するようになっており、原子炉水
位Ｆ高」信号で炉心スプレィを自動的に停止させる。

ＨＰＣ８Ｑ用の水源は、復水貯蔵タンク１７のタンク水
が第１水源として用いられるが、復水貯蔵タンク１７内
の水位が設定値より下がるか、サプレッションブール３
のプール水水位が設定値より上がると、第１水源は第２
水源のサプレッションブール３のプール水に自動的に切
り換わるようになっている。

一方、低圧注水系（ＬＰＦＬ）１１は３台の電動駆動Ｌ
ＰＦＬポンプ１５，１５．１５を備えており、各ＬＰＦ
Ｌポンプ１５，１５．１５毎に独立したループを構成し
ている。ＬＰＦＬポンプ１５．１５．１５は原子炉水位
「低」または格納容器圧力［高］の信号で作動を開始し
、サプレッションブール３のプール水を炉心シュラウド
４の外側に注入し、炉心５を冠水させて炉心冷却を行な
っている。

また、原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）８は、蒸気駆動
タービンにより駆動されるポンプ１３を１台備えており
、冷却材喪失事故時に、低圧注水系（ＬＰＦＬ）、１１
、高圧炉心スプレィ系（ＨＰＯ３）９、自動減圧系（Ａ
ＤＳ）１０と連携して炉心５を冷Ｗする機能を有する。

ＲＣＩＣ８は、原子炉水位「低」または原子炉格納容器
圧力ｒ高」の信号で作動を開始し、復水貯蔵タンク１７
のタンク水またはサプレッションプール３のプール水を
原子炉圧力容器４へ注水している。このＲＣＩＣ８は原
子炉復水給水系からの給水喪失時に原子炉水位の異常低
下を防止し、原子炉水位を維持する繍能を右する他に、
非常用炉心冷却系（ＥＣＣ８）としての機能も合せ持っ
ている。

沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）のＥＣＣ８は、３系統の高圧
系（ＲＣＩＣ，ＨＰＯ３）と３系統の低圧系（ＬＰＦＬ
）とから構成され、各区分Ａ、Ｂ。

Ｃに高圧系および低圧系が一系統づつ配胃されている。

また、原子炉の冷却材喪失事故時の炉心冷却として冠水
による冷却とスプレィによる冷却の双方が行なえる設計
となっている。

（発明が解決しようとする課題）従来のＢＷＲのＥＣ，Ｃ３では、炉心冠水および炉心ス
プレィの２方式の炉心冷Ｗを行ない得るようになってい
るが、原子炉炉心の大形化に伴ない炉心をスプレィで均
一に冷却するには、大容量のスプレィ８！邑が必要とな
っており、コストアップの一因となっている。また、ス
プレィによって原子炉炉心が充分に冷却できることを実
証するために、大規模な実験設備が必要となり、開発費
増大の一因になっていた。

また、原子炉の安全対策に対する最近の研究によると、
原子炉の冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）時に、炉心が露出
しても炉内蒸気により炉心冷却が充分に行ない得ること
が明らかになっており、原子炉に炉心スプレィ装置を設
置する意義が希薄なものとなっている。一方、炉心スプ
レィ装置の設置はコストアップの要因となり、かつその
必要性も炉心冷却の観点から薄らいできている。

本発明は、上述した事情を考虐してなされもので、炉心
冷却を炉心の冠水で有効的かつ確実に行ない、炉心スプ
レィ装置を削除した経済的な原子炉の非常用炉心冷却装
置を提供するにある。

〔発明の構成〕

（課題を解決するための手段）本発明に係る原子炉の非常用炉心冷却装置は、上述した
課題を解決するために、原子炉の冷却材喪失事故時に原
子炉内を冷却する非常用炉心冷却系を備えた原子炉の非
常用炉心冷却装置において、萌記非常用炉心冷却系は、
高圧系統としての原子炉隔離時冷却系ど、低圧系統とし
ての低圧注水系と、高圧系統としての高圧炉心注水系と
を有し、前記原子炉隔離時冷却系および低圧注水系は原
子炉の炉心シュラウドの外側に開口し、高圧炉心注水系
は上記炉心シュラウドの内側に開口したものである。

（作用）この原子炉の非常用炉心冷却装置は、非常用炉心冷却系
に高圧炉心注水系を備え、この高圧炉心注水系により原
子炉の冷却材喪失事故時に、炉心シュラウドの内側に復
水貯蔵タンク水あるいはナブレッションブール水を注水
し、炉心冠水により炉心冷却を有効的に行なうようにし
たものである。

この非常用炉心冷却装置は、原子炉に接続された各種配
管の破断による冷却材喪失事故を想定した場合、炉心シ
ュラウドの外側から冷却材が流出する破断に対しては、
高圧炉心注水系により炉心シュラウド内側に冷却水を注
入し、炉心冠水および蒸気冷却により炉心を有効的に冷
却する。また、炉心シュラウドの内側から冷却材が流出
する破断に対しては、炉心シュラウドの外側に注水する
原子炉ｌ１ｌｌ離時冷Ｗ系または低圧注水系により、炉
心シュラウドの外側から内側への冷却水の流れによって
炉心に冷却水を供給でき、炉心を有効的に冷却させるこ
とができる。

（実施例）以下、本発明に係る原子炉の非常用炉心冷却装置の一実
施例について添付図面を参照して説明する。

第１図は原子炉の非常用炉心冷却装置を軽水型原子炉と
して沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）に適用した概略構成図を
示す。この原子炉の非常用炉心冷却装置の仝体内な構成
は、非常用炉心冷却系２０の高圧炉心冷却系２１を除い
て、第４図に示す従来の非常用炉心冷却装置と実質的に
異ならないので、同一符号を付して説明を省略する。

非常用炉心冷却系２０は高圧系統としての１系統の原子
炉隔離時冷却系（ＲＣＩＧ）８と、低圧系統としての３
系統の低圧注水系（ＬＰＦＬ）１１と、高圧系統として
の２系統の高圧炉心注水系（以下、ＨＰＦＬという。）
２１とを有し、各高圧系統と低圧系統とは１系統づつそ
れぞれ組み合されて３つの区分Ａ１Ｂ、Ｃに区画される
。そして、原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＧ）８および低
圧注水系（ＬＰＦＬ）１１は従来のｒ＋ｃｉｃやＬＰＦ
Ｌと異なるところがないので同一符号を付し説明を省略
する。ＲＣＩＣ８およびＬＰＦＬｌｌは原子炉圧力容器
２に直接あるいは間接的に接続され、原子炉の炉心シュ
ラウド４の外側に開口している。

一方、高圧炉心注水系（ＨＰＦＬ）２１は、サプレッシ
ョンプール３から導出されたＨＰＦＬ配管２２．２２を
それぞれ有し、このＨＰＦＬ配管２２．２２に復水貯蔵
タンク１７からの配管２３゜２３が接続され、この接続
合流部より下流側で、１−！　Ｐ　Ｆ　Ｌ配管２２に非
常用炉心冷却系（ＨＣＯ２）ポンプとしてのＨＰＦＬポ
ンプ２４．２４が設けられる。ＨＰＦＬポンプ２４．２
４は非常用ディーゼル発電１２５．２５にて駆動され、
高圧から低圧にかけた注水が行なわれる。ＨＰＦＬポン
プ２４より下流側のＨＰ　Ｆ　Ｌ配管２２は原子炉格納
容器１を貫いて原子炉圧力容器２内に入り、原子炉の炉
心シュラウド４の内側上部に開口している。

このように、ＨＰＦＬ２１はＨＰ　Ｆ　Ｌ配管２２゜２
２に設けられた電動機駆動の２台のＨＰ　Ｆ　Ｉ−ポン
プ２４．２４と、図示しない弁類や計測１ＩＩＩＪ　Ｉ
ＩＩ装置が儀えられ、従来の高圧炉心スプレィ系（ＨＰ
Ｏ２）の代りに設けられる。ＨＰ　Ｆ　Ｌ　２１の設置
により炉心シュラウド５内に炉心スプレィスパージャの
ような炉心スプレィ装置の設置が不要となり、炉心スプ
レィ装置を省略することができる。

しかして、ＨＰＦＬ２１は、原子炉水位「低」または原
子炉格納容器圧力「高」の信号を入力して作動が開始さ
れ、復水貯蔵タンク１７のタンク水あるいはサブレッジ
コンプール３のプール水を炉心シュラウド５内側におい
て、炉心上部の注水口から注水し、炉心５を冠水させて
冷却する。このＨＰＦＬ２１は原子炉水位「高」の信号
を入力して自動的に停止させる。

ＨＰＦＬ２１に用いられる冷却水の水源は、復水貯蔵タ
ンク１７内のタンク水が優先的に用いられるが、このタ
ンク水の水位が設定値より低下したり、またサプレッシ
ョンブール３のプール水の水位が設定値より上昇すると
、第２水源としてのサプレッションブール水に自動的に
切り換わるように弁装置が作動する。

第２図（Ａ）および（Ｂ）は、原子炉の冷却材喪失事故
（ＬＯＣＡ）時における非常用炉心冷却系２０の作動状
態を原理的に示ず図である。

原子炉にＬＯＣＡが発生すると、原子炉格納容器圧力「
高」または原子炉水位「低コの信号により、高圧系統で
ある原子炉隔離時冷部系（ＲＣＩＣ）８と高圧炉心注水
系（ＨＰＦＬ）２１が起動して注水を開始し、その優、
自動減圧系（ＡＤＳ）１０が作動する。ＡＤＳＩＯの作
動により原子炉圧力が低下していき、この圧力が充分に
低下すると低圧系統である低圧注水系１１が作動し、Ｌ
ＰＦＬｌ５による注水が開始される。このＬＰＦＬポン
プ１５は原子炉格納容器圧力「高」また′は原子炉水位
「低」の信号で起動されるが、原子炉圧力が所定圧以下
に下がるまではスタンバイの状態にある。

原子炉の冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）による冷部材の流
出が炉心シュラウド４の外側で発生している場合には、
第２図（Ａ）に示すように、炉心シュラウド４の外側に
注水されるＲＣＩＣ８およびＬＰＦＬｌ　１の注入水の
一部は破断口より原子炉圧力容器２外に流出する可能性
があるが、この場合には、高圧炉心注水系（ＨＰＦＬ）
２１からの注水により炉心部は冠水されるので、炉心５
を有効的に冷却することができる。

また、冷却材の流出が炉心シュラウド４の内側から発生
している場合、例えばＨＰＦＬ配管２２の破断のような
場合には、ｐｃ　ｔ　ｃｓやＬＰＦＬｌｌにより炉心シ
ュラウド４の外側に注入された冷却水が炉心シュラウド
４内に案内され、炉心を有効的に冷却することができる
。

〔発明の効果〕

以上に述べたように本発明に係る原子炉の非常用炉心冷
却系置は、非常用炉心冷却系が、高圧系統としての原子
炉隔離的冷却系と、低圧系統としての低圧注水系と、高
圧系統としての高圧炉心注水系とを有し、前記原子炉隔
離的冷却系および低圧注水系は原子炉の炉心シュラウド
の外側に開口し、高圧炉心注水系は上記炉心シュラウド
の内側に開口しているので、炉心シュラウドの内側およ
び外側配管等の破断による冷却材喪失事故時にも、炉心
の冠水により炉心を有効的に冷却することができ、原子
カプラントの安全性や信頼性を損なうことがない。

また、この非常用炉心冷却装置は、高圧炉心注水系の採
用により、従来の高圧炉心スプレィ系を用いる必要がな
く、炉心スプレィ装置が不要となる。したがって、従来
の非常用炉心冷却系の設計を大幅に変更することなく、
冷却材喪失事故時に炉心を有効的に冷部でき、原子炉の
信頼性や安全性が向上してロス１〜ダウンを図ることが
できる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る原子炉の非常用炉心冷却装置の一
実施例を示す概略構成図、第２図（Ａ）および（Ｂ）は
原子炉の非常用炉心冷却装置における冷却材喪失事故時
の注水ｉｉをそれぞれ示す説明図、第３図は従来の原子
炉の非常用炉心冷却装置を示ｔｉｌｌ略構成図である。１・・・原子炉格納容器、２・・・原子炉圧力容器、４
・・・炉心シュラウド、５・・・炉心、８・・・原子炉
隔離的冷却系、１０・・・自動減圧系、１１・・・低圧
注水系、２０・・・非常用炉心冷却系、２１・・・高圧
炉心注水系、２２・・・ＨＰＦＬ配管、２４・・・ト（
ＰＦＬポンプ、２５・・・非常用ディーゼル発電機。代理人弁理士　　別　　近　　古　　缶周　　　　　　
　　　第　　子　　丸　　　　　　　健（Ａ）第１図（Ｂ）第２図

Claims

【特許請求の範囲】１、原子炉の冷却材喪失事故時に原子炉内を冷却する非
常用炉心冷却系を備えた原子炉の非常用炉心冷却装置に
おいて、前記非常用炉心冷却系は、高圧系統としての原
子炉隔離時冷却系と、低圧系統としての低圧注水系と、
高圧系統としての高圧炉心注水系とを有し、前記原子炉
隔離時冷却系および低圧注水系は原子炉の炉心シュラウ
ドの外側に開口し、高圧炉心注水系は上記炉心シュラウ
ドの内側に開口したことを特徴とする原子炉の非常用炉
心冷却装置。２、非常用炉心冷却系は、１系統の原子炉隔離時冷却系
と、３系統の低圧注水系と、２系統の高圧炉心注水系と
を有し、前記非常用炉心冷却系は、高圧系統と低圧系統
とを１つづつ組み合せて３つの区分に区分けされた請求
項１に記載の原子炉の非常用炉心冷却装置。