JPH0273198A - 原子炉の緊急炉心冷却装置 - 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、原子力発電所の冷却材喪失事故等の異常事態
に対処する緊急炉心冷却装置に関する。

（従来の技術） 一般に、原子力発電所で使用されている緊急炉心冷却系
の一つに蓄圧注水系がある。これは、第３図に示すよう
に蓄圧タンク２内に加圧された窒素ガス３および冷却水
４を有し、冷却材喪失事故等の異常時に隔離弁５を開放
することにより高圧の冷却水４を原子炉圧力容器１内に
注入するように構成されている。したがって、蓄圧注水
系では冷却水を昇圧するための遠心ボン１等の動的機器
を持たないので、冷却材喪失事故等の異常時における作
動の信頼性が高く、構成も簡単でおるという特徴を有す
る。

また、緊急炉心冷却系の他のものとして重力落下式注水
系がある。これは第４図に示すように、圧力抑制プール
６を原子炉圧力容器１よりも上方に設置し、冷却材喪失
事故時には、原子炉圧力容器１から蒸気をタービンに導
く主蒸気管７に設置された複数個の減圧弁８を開放し、
原子炉圧力容器１内を急速に減圧した後、圧力抑制プー
ル６内の水を重力を駆動力として原子炉圧力容器１内に
注入するように構成したものである。したがって、重力
落下式注水系も蓄圧注水系と同様に遠心ポンプ等の動的
機器を持たず、構成が筒中でおり、冷却材喪失事故等の
異常時にあける作動の信頼性が高く、メインテナンスも
容易である。また、通常、圧力抑制プールは冷却材喪失
事故時に緊急に炉心を冷ＦＪＩするために必要とする冷
却水損に比べ、充分大きな冷却水損を保有しているとい
う特徴を有する。

（発明が解決しようとする課題） しかしながら、蓄圧注水系及び重力落下式注水系は下記
のような問題点を有する。すなわち、蓄圧注水系は、蓄
圧タンク内に諮えられた冷却水を注入するシステムであ
るため、蓄圧タンク内の冷却水を全て注入し尽くすと、
それ以後の炉心冷却が不可能となる。従って、蓄圧注水
系のみで異常時の緊急炉心冷却を行うためには、大型の
高圧タンクを備えな【ブればならないこと、並びにそれ
に応じて格納容器が大型化するので、建設費おるいは設
備費が高騰するという問題点がある。

一方、重力落下式注水系は駆動力として重力を利用して
いるため、冷却材喪失事故が起こった場合には、急速に
大気圧近傍の非常に低い圧力まで原子炉圧力容器内を減
圧する必要がある。このため、減圧弁の弁数が増加する
ことによるコストアップおよび多数の弁の開放について
高い信頼性か要求されることになる。特に、配管の小破
断等の減圧が遅れる場合にはこれに伴なって重力落下式
注水系の注入開始が遅れることになり、炉心冷却上問題
となる恐れがある。

本発明は上記した事情に鑑みてなされたもので、その目
的は、遠心ポンプ等の動的機器および大型タンクを用い
ずに冷却材喪失事故等の異常時の緊急炉心冷却に必要な
冷却水を充分に確保するとともに低圧から高圧までの広
い圧力範囲で、圧力容器に充分な冷却水を供給すること
ができる緊急炉心冷却装置を提供することにある。

［発明の構成］ （課題を解決するための手段） 本発明は上記目的を達成するために、内部に高圧窒素ガ
スおよび冷却水を有する蓄圧タンクと、復水貯蔵タンク
と、原子炉圧力容器の上方に設置された圧ツノ抑制プー
ルと、噴流ポンプとから構成される原子炉の緊急炉心冷
却装置において、前記蓄圧タンク内の冷却水を噴射水と
して前記噴流ポンプに導く配管と、前記復水貯蔵タンク
および圧力抑ｆｔ１１１プール内に貯えられた冷却水を
揚水として前記噴流ポンプに導く配管と、さらに揚水と
噴射水との混合流である前記噴流ポンプの吐出水を原子
炉圧力容器に導く配管とを備えたことを特徴とするもの
である。

（作　用） 本発明によれば、冷却材喪失事故時に、蓄圧タンクから
放出される高圧の冷却水を噴流ポンプに放出し、これに
よって復水貯蔵タンクおるいは圧力抑制プール内の冷却
水を背圧して、原子炉圧力容器内に冷却水を注入する。

従って、蓄圧タンクは異常時に緊急炉心冷却系として必
要となる冷却水Ｇを全て内蔵しておく必要がないため高
圧タンクが大型化する恐れがない。また復水貯蔵タンク
必るいは圧力抑制プール内には充分な冷却水か確保され
ており、また噴流ポンプ内で背圧されるため、原子炉圧
力容器を大気圧近傍に急速に減圧する必要はなく、重力
落下式注水系のみの場合に比べ、減圧弁の個数を削減す
ることが可能となる。

また、原子炉圧力容器が大気圧近傍にまで減圧してしま
えば、重力落下式注水系としての作用が行われるため、
比較的高い圧力から低圧まで冷却水の注入が途絶えるこ
となく行われる。さらに、噴流ポンプは動的機器ではな
く、また遠心ポンプ等の動的機器を使用していないので
、高い作動信頼性を有することになる。

（実施例） 以下、本発明の実施例を図面に基づいて説明する。

第１図は本発明の一実施例の系統構成図でおり、第２図
は第１図の噴流ポンプ近傍の断面図である。

第１図において、冷却材喪失事故等の異常時には弁１６
が開となり、蓄圧タンク２から放出された高圧の冷却水
は配管１１を経て噴流ポンプ１０に導かれる。噴流ポン
プ１０内では高圧冷却水が配管１１の先端のノズル１７
から高速で噴出されると、揚水管１２を通して復水貯蔵
タンク９必るいは圧力抑制プール６内の冷却水を吸込み
、スロート部１８で混合し、揚水を背圧した後、吐出配
管１３を通って圧力容器１に注入される。復水貯蔵タン
ク９ど圧力抑１１ｉ１１１−ル６の冷却水の選択に関し
ては、まず制御弁１５を開放することにより（す水貯蔵
タンク９内の冷却水を利用し、復水貯蔵タンク９内の水
量がおる準以下になった時点で、弁１４を開くとともに
弁１５を閉じ、圧力抑制プール６に引き継ぐ。原子炉圧
力８器１の圧力が大気圧近傍に低下すると、蓄圧タンク
２からの高圧水の供給がなくなっても、重力を駆動力と
して圧力抑制プール水は配管１２゜配管１３を通って圧
力容器１内に注入される。

［発明の効果１ 以上説明したように、本発明の緊急炉心冷却系によると
、蓄圧タンクを大型化することなく比較的高圧から低圧
にわたって充分な冷却水を原子炉圧力容器内に供給する
ことが可能となる。

また、比較的高圧から注入が起こるため大気圧近傍まで
急速に原子炉圧力容器を減圧する必要かなく重力落下式
注水系のみの場合に比へ、減圧弁の個数を削減すること
が可能となり、さらに遠心ポンプ等の動的機器を用いて
いないので、作動の信頼性が高い等の優れた効果を秦す
る。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例の系統構成図、第２図は第１
図の噴流ポンプ近傍の断面図、第３図は従来の蓄圧注水
系を採用した緊急炉心冷却系の系統図、第４図は従来の
重力落下式注水系を採用した緊急炉心冷却系の系統図で
おる。 １・・・原子炉圧力容器 ２・・・蓄圧タンク ３・・・窒素カス ４・・・冷却水 ５・・・隔離弁 ６・・・圧力抑制プール ７・・・主蒸気管 ８・・・減圧弁 ９・・・復水貯蔵タンク ０・・・噴流ポンプ １．１３・・・配管 ２・・・揚水管 ４〜１６・・・弁 ７・・・ノズル ８・・・スロート部 第１図 ＜８７３３）代理人　弁理士　猪　股　祥　晃（ほか　
１名） ＠２図

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. （１）内部に高圧窒素ガスおよび冷却水を有する蓄圧タ
   ンクと、復水貯蔵タンクと、原子炉圧力容器より上方に
   設置された圧力抑制プールと、噴流ポンプとから構成さ
   れる原子炉の緊急炉心冷却装置において、前記蓄圧タン
   ク内の冷却水を噴射水として前記噴流ポンプに導く配管
   と、前記復水貯蔵タンクおよび圧力抑制プール内に貯え
   られた冷却水を揚水として前記噴流ポンプに導く揚水管
   と、さらに揚水と噴射水との混合流である前記噴流ポン
   プの吐出水を原子炉圧力容器に導く配管とを備えたこと
   を特徴とする原子炉の緊急炉心冷却装置。