JPH03100496A - 非常用冷却水補給設備を有する原子炉 - 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】 ［産業上の利用分野］ 本発明は、原子カプラントの安全システムに係り、特に
、原子炉冷却水喪失事故時の冷却水の補給を、ポンプを
用いない簡易な設備で行なうことができる非常用冷却水
補給設備を有する原子炉に関する。

［従来の技術］ 静的な手段による原子炉非常用冷却材補給設備（炉心冷
却設備ともいう）については、火力原子力発電ＶｏＱ３
９．Ｎｏ３８３に記載されている。

（三木実他：火力原子力発電、ＶｏＱ３９．Ｎ。

８．１９８８．ｐ８３９〜８５３） すなわち、原子炉運転中に、原子炉配管の破断等によっ
て、冷却材喪失事故が発生した場合に、高圧ガスを封入
したタンク内の冷却材を、タンク内圧力が、原子炉圧力
容器内圧力よりも高くなった時点で、その圧力差を駆動
源として冷却材を。

原子炉圧力容器内に供給するというものである。

第８図は、上記従来例の非常用冷却材補給設備の系統略
示図である。以下にその柿成と機能を説明する。万一、
冷却材喪失事故が発生した場合には、主蒸気管ｌに接続
された逃がし弁７から蒸気を放出して成子炉圧力容器（
炉容器という）２０内の圧力を低減する。炉容器２０内
の圧力が低下し、蓄圧タンク１５の圧力の方が高くなる
と、蓄圧タンク１５内の高圧ガスの膨張力により、蓄圧
タンク１５内の冷却材が炉容器２ｏ内に注入される。蓄
圧タンク１５内の圧力が炉容器２０内の圧力よりも高く
なった時点から以後は、何らの外力を負荷することなく
、炉容器２０への冷却材補給を継続することができる。

［発明が解決しようとする課題］ 上記従来技術は、蓄圧タンクから炉容器への冷却材注入
を一旦開始すると、注入は炉容器内の圧力と蓄圧タンク
内の圧力が均圧するまで連続的に継続され、この間の注
入量の制御、注入の停止／開始の制御については、配慮
がなされていなかった。また、蓄圧タンク内の冷却材が
すべて注入された後には、タンク内の高圧ガスが格納容
器内へ流入し、格納容器内圧上昇の一因となり、格納容
器の健全性を損なう恐れがあった。

本発明の目的は、ｙＸ子炉で内部に発熱源を有するタン
ク型蒸気発生装置の冷却材喪失事故時において、蓄圧タ
ンク内の高圧ガスの膨張力を利用して冷却材をタンク型
蒸気発生装置に補給するとともに、その冷却材の注入量
の制御、タンク型蒸気発生器内の水位に応じた注入の開
始／停止の制御が可能な非常用冷却水補給設備を有する
原子炉を提供することにある。

本発明の他の目的は、蓄圧タンク内の高圧ガスの格納容
器内への流入を防止し、事故後の格納容器の健全性を確
保することにある。

［課題を解決するための手段］ 上記課題を解決するための本発明に係る非常用冷却水補
給設備を有する原子炉の構成は、内部に発熱源を有する
タンク型蒸気発生装置と、高圧ガスと冷却水とを内蔵す
る蓄圧タンクの液相部とを、弁を介して配管で接続し、
冷却水を緊急補給する非常用冷却水補給設備を有する原
子炉において。

前記蓄圧タンクの気相部と、高圧ガスを封入した補助加
圧タンクとを、弁を介在させた配管で接続するようにし
たものである。

［作用］ 蓄圧タンクからタンク型蒸気発生装置への冷却材注入が
開始すると、蓄圧タンク内の冷却材の減少に伴い、タン
ク内の気相部容積が増加し、タンク内圧力は減少する。

タンク内の圧力が減少すると、ガスの膨張力が低減する
こととなるので注入流量も小さくなる。この時点で、補
助加圧タンクと蓄圧タンクの間の止め弁を開とすると、
高圧ガスが蓄圧タンク内に流入し、圧力が回復し、注入
流量が増加することとなる。

また、タンク型蒸気発生装置内の水位を検知するシステ
ムを設け、水位低にて蓄圧タング出口弁を開、水位高に
て閉とするインターロックを設ける。このことにより、
冷却水の補給は、必要時のみ断続的に行うこととなるの
で、蓄圧タンク内の冷却水を有効に使用し、事故後長期
間にわたる冷却水補給を行うことができる。

蓄圧タンクには、タンク内水位を検知するシステムを設
け、タンク内水位低にて蓄圧タンク出口弁を閉とするイ
ンターロックを設ける。これにより、蓄圧タンク内に封
入しておいた高圧ガスのタンク型蒸気発生装置内へ流入
を防止することができ、格納容器内圧力上昇の一因を除
外できる。Ｗ圧タンク内の高圧ガスの格納容器への流入
防止は、タンク内に浮子を設けることによっても達成さ
れる。すなわち、タンクの冷却水流出孔よりも径の大き
い浮子をタンク内に設けておく、冷却材がタンク内から
流出すると流出孔が浮子で塞がるため、タンク内のガス
がタンク型蒸気発生装置側へ流出することはない。

〔実施例Ｊ 以下に、本発明に係る実施例を第１図〜第７図を用いて
説明する。

第１図は、本発明の第１実施例に係る沸騰水型原子炉（
ＢＷＲという）の非常用冷却水補給設備の構成略示図で
ある。以下、主なる構成は、１は。

主蒸気配管、２は、給水配管、７は、逃がし安全弁、９
は炉心部、１０は、サプレッションプール、１２は、格
納容器、１３は、配管、１４は、逆止弁、１５は、蓄圧
タンク、１６は、補助加圧タンク、１７は、止め弁、２
０は、原子炉圧力容器（炉容器）である。

つぎに動作について説明する。

蓄圧タンク１５を原子水位より上方にｌ１ｉｆｆし。

蓄圧タンク１５の液相部と炉容器２０とを配管１３で結
ぶ、蓄圧タンク１５内には、冷却水と高圧のＮ２ガス封
入されている。蓄圧タンク１５と炉容器２０を結ぶ配管
１３の途上には、蓄圧タンクから炉容器２０の方向で開
とする逆止弁１４が設けられている。蓄圧タンクの気相
部には、高圧Ｎ２ガスを封入した補助加圧タンク１６が
配管１８と止め弁１７を介して接続されている０通常運
転時には、炉容器２０の圧力は、蓄圧タンク内の圧力よ
り高いため、蓄圧タンクと炉容器２ｏの間の止め弁は、
閉じており、冷却水は、炉容器２０内へは流入しない、
主蒸気配管１等の破断等による冷却水喪失事故が発生す
ると、自動減圧系が作動し、逃がし安全弁７からサラプ
レッションプール１０へ蒸気が流出して、原子炉圧力は
低下する。蓄圧タンク１５内の圧力が炉容器２０内の圧
力より高くなると、蓄圧タンク内の高圧ガスの膨張力を
駆動源として、タンク内の冷却水が炉容器２０内に注入
される。注入に伴い蓄圧タンク１５内の圧力は減少して
いき、これと同時に注入流量も低下していく、注入の途
中段階で、蓄圧タンク１５と補助加圧タンク↓６の間の
止め弁１７を開とすると、補助加圧タンク１６内の高圧
ガスが蓄圧タンク１５内に流入し、圧力が回復する。圧
力の回復に伴い、ガスの膨張力も回復することとなるの
で５−旦減少した注入流量が回復することとなる０本発
明によれば、沸騰水型原子炉の冷却水喪失事故時の炉心
への冷却水補給を、大型のポンプを用いることなしに簡
易な設備で行うことができ、かつ、事故後の冷却水注入
流量を、制御することが可能である。

第２図は、本発明の第２実施例に係るＢＷＲの非常用冷
却水補給設備の構成略示図である。

第２図の構成は、工９は、遠隔操作弁（１）２１は、水
位計であり、その他の符号は、第１図と同じである０本
実施例では、事故後の炉容器２０の水位を検知して、そ
の水位に応じて、冷却水の注入もしくは停止を行なうこ
とである。

炉容器２０には、その水位を検知するために水位計２１
が設けられている。蓄圧タンク１５と炉容器２０を結ぶ
配管の途上には、遠隔操作弁（Ｉ）１９が設けられてお
り、事故発生後、この弁を開とする。この遠隔操作弁（
Ｉ）１９には、炉容器２０内水位低で開、水位高にて閑
とするインターロックが設けられている。蓄圧タンク１
５からの冷却水注入により炉容器２０内の水位が回復し
、高水位となると遠隔操作弁（Ｉ）１９が閉となる。

炉容器２０内の冷却水は、炉心からの崩壊熱を吸収して
蒸発し、水位が低下していく、低水位まで達すると、遠
隔操作弁（Ｉ）１９が開となり、再び注入が開始される
０以上のシーケンスがくり返され、炉容器２０内への冷
却水注入が断続的に行なわれる０本発明によれば、炉容
器２０への冷却水注入を必要とする時のみ実施し、蓄圧
タンク内の冷却水を有効に利用することができ、事故後
長期にわたる冷却水注入が可能である。

第３図は１本発明の第３実施例に係るＢＷＲの非常用冷
却水補給設備の構成略示図である。

第３図の構成は、２２は、蓄圧タンクの水位計であり、
その他の符号は、第１〜２図と同じである。

つぎに、動作は、蓄圧タンク１５には、タンク内の水位
を検知する水位計２２が設けられている。

蓄圧タンク１５と炉容器２０を結ぶ配管の途上には、遠
隔操作弁（Ｉ）１９が設けられており、蓄圧タンク１５
内の水位低にし、閉とするインターロックが設けられて
いる。蓄圧タンク１５から炉容器２０への冷却水注入が
終了し、タンク内の水位が低となると、遠隔操作弁（Ｉ
）１９が閉となるため、蓄圧タンク１５内の高圧Ｎ２ガ
スは、格納容器１２内には流入しない０本発明によれば
、蓄圧タンク１５内、の高圧ガスの格納容器１２内への
流入を防止することができ、格納容器１２内圧上昇を抑
制することができる。

第４図は１本発明の第４実施例に係るＢＷＲの非常用冷
却水補給設備の構成略示図である。

第４図の構成は、２３は、浮子、その他の符号は、第１
〜３図と同じである。

第４図の動作は、蓄圧タンク１５内には、冷却水の流出
孔よりも径の大きい浮子２３が設けられている。浮子２
３は、蓄圧タンク１５内の水面に浮かんでおり、冷却水
注入に伴い水位が低下していくと、浮子２３の位置も低
下していく、蓄圧タンク１５から冷却水がすべて流出す
ると、浮子２３が流出孔をふさぐこととなる。従って、
蓄圧タンク１５内の高圧ガスは、外部には流出しない。

本発明によれば、蓄圧タンク１５内の高圧ガスの格納容
器１２内への流入を防止することができ、格納容器１２
内圧上昇を抑制することができる。

第５図は、本発明の第５実施例に係るｌ３ＷＲの非常用
冷却水補給設備の構成略示図である。

第５図の構成は、２４は、遠隔操作弁（ＩＩ）、２５は
、圧力計、その他の符号は、第１〜４図と同じである１
本実施例は、蓄圧タンク１５の気相部に、補助加圧タン
ク１６を連結し、蓄圧タンク１５内の圧力を検知して、
圧力低にて補助加圧タンク１６から高圧ガスを補給する
システムである。

すなわち、蓄圧タンク１５の気相部には、圧力を検知す
るために圧力計２５が設けられている。菩圧タンク１５
の気相部と補助加圧タンク１６は配管で接続されており
、その途上には遠隔操作弁（■）２４が設けられている
。その遠隔操作弁（ＩＩ）２４には、蓄圧タンク１５の
圧力低にて、開とするインターロックが設けられている
。蓄圧タンク１５から炉容器２０への冷却水注入に伴い
、タンク内圧力が低下すると、自動的に遠隔操作弁（Ｉ
Ｉ）２４が開となり、補助加圧タンク１６から１Ｍ圧タ
ンク１５内に高圧ガスの補給が行なわれる。これに伴い
、蓄圧タンク１５内の圧力が回復し、炉容器２０への冷
却水注入流量も回復することとなる０本発明によれば、
沸騰水型原子炉の冷却水喪失事故時の炉心への冷却水補
給を、大型のポンプを用いることなしに簡素な設備で行
なうことができ、且つ、事故後の冷却水注入流量を制御
することが可能である。

第６図は、本発明の第６実施例に係るＢＷＲの非常用冷
却水補給設備の構成略示図である。

第６図の構成は、１〜２５の符号は、すべて第１〜５図
と同じである。また、動作は、第１〜３図および第５図
に示した実施例を組合わせたものである０本実施例にお
いて、事故発生後に、炉容器２０への冷却材補給を行な
った場合の時間経過（横軸）と蓄圧タンク１５水位、原
子炉２ｏ水位および注入流量の関係を第７図に示す 第７図に示す様に、補助加圧タンク１６の出口弁を開と
すると、流入流量が回復する。また、原子炉水位に応じ
て注入を開始／停止するため、蓄圧タンク１５内の水位
は、急減せず、徐々に低下していくこととなる０本発明
によれば、事故後の冷却水注入流量が制御可能で、蓄圧
タンク１５内の冷却水を有効に使用することができ、且
つ、蓄圧タンク１５内の高圧ガスの格納容器１２内への
流入を防止することができる。

以上詳細に説明したが、本発明の特徴を要約すればつぎ
のようになる。

（１）従来の蓄圧タンクに弁を介して作動できる補助加
圧タンクを新設した。

（２）原子炉水位の高低を検知できるようにして冷却水
注入の開始／停止を制御できるシステムにした。

（３）蓄圧タンク内の水位を検知して、冷却水注入の開
始／停止を制御できるシステムにした。

なお、内部に発熱源を有するタンク型蒸気発生装置とは
、現用の軽水冷却炉の場合には、原子炉圧力容器と考え
てよい。

また、非常用冷却水補給設備とは、非常用炉心冷却装置
（ＥＣＣ８）ともいわれている。

一般に原子炉冷却材と言うが、ＢＷＲの場合には、冷却
水と考えてよい。

［発明の効果］ 本発明によれば、原子炉で内部に発熱源を有するタンク
型蒸気発生装置（例えば、原子炉圧力容器）の冷却水喪
失事故時において、大型のポンプを用いない簡素な設備
により、蒸気発生装置への冷却水補給を行うことができ
るとともに、冷却水注入流量を制御することができる。

また、蒸気発生装置内の水位に応じて注入を開始、また
は、停止することにより、事故後長期にわたって冷却水
注入を継続して行うことができる。

さらに、高圧ガスの蒸気発生装置内への流入を防止する
システムが採用されているため、高圧ガスの流入による
蒸気発生装置あるいは、それを格納する設備内の圧力上
昇を抑制することができ、設備の健全性を確保すること
ができる。

また、ポンプ等の駆動装置を用いないので、これら附属
機器に起因する故障がなく、設備費、保守点検費が節減
できるという効果がある。

【図面の簡単な説明】

第１図は、第１実施例のＢＷＲの非常用冷却水補給設備
の構成略示図、第２図は、第２実施例のＢＷＲの非常用
冷却水補給設備の構成略示図、第３図は、第３実施例の
ＢＷＲの非常用冷却水補給設備の構成略示図、第４図は
、第４実施例のＢＷＲの非常用冷却水補給設備の構成略
示図、第５図は、第５実施例のＢＷＲの非常用冷却水補
給設備の構成略示図、第６図は、第６実施例のＢＷＲの
非常用冷却水補給設備の構成略示図、第７図は。 第６実施例の場合の蓄圧タンク水位、原子炉水位、注入
流量の時間変化図、第８図は、従来例のＢＷＲの非常用
冷却水補給設備の構成略示図である。 〈符号の説明〉 ｌ・・・主蒸気配管、２・・・給水配管、７・・・逃が
し安全弁、９・・・炉心部、１０・・・サプレッション
プール、１２・・・格納容器、１４・・・逆止弁、１５
・・・蓄圧タンク、１６・・・補助加圧タンク、１７・
・・止め弁、１９・・・遠隔操作弁（Ｉ）、２０・・・
原子炉圧力容器（炉容器）、２１・・・水位計（炉容器
）、２２・・・水位計（蓄圧タンク）、２３・・・浮子
、２４・・・遠隔操作弁（ＩＩ）、２５・・・圧力計。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、内部に発熱源を有するタンク型蒸気発生装置と、高
   圧ガスと冷却水とを内蔵する蓄圧式貯水タンク（以下蓄
   圧タンクという）の液相部とを、弁を介して配管で接続
   し、冷却水を緊急補給する非常用冷却水補給設備を有す
   る原子炉において、前記蓄圧タンクの気相部と、高圧ガ
   スを封入した補助加圧タンクとを、弁を介在させた配管
   で接続したことを特徴とする非常用冷却水補給設備を有
   する原子炉。 ２、内部に発熱源を有するタンク型蒸気発生装置と、高
   圧ガスと冷却水を内蔵する蓄圧タンクの液相部とを、弁
   を介して配管で接続し、冷却水を緊急補給する非常用冷
   却水補給設備を有する原子炉において、前記蓄圧タンク
   の液相部と、前記タンク型蒸気発生装置を結ぶ配管の途
   上に設けた止め弁を、前記タンク型蒸気発生装置の水位
   を検知して、水位低にて開、また水位高にて閉となるよ
   うに制御することができるシステムを設けたことを特徴
   とする非常用冷却水補給設備を有する原子炉。 ３、内部に発熱源を有するタンク型蒸気発生装置と、高
   圧ガスと冷却水とを内蔵する蓄圧タンクの液相部とを、
   弁を介して配管で接続し、冷却水を緊急補給する非常用
   冷却水補給設備を有する原子炉において、前記蓄圧タン
   クの液相部と、前記タンク型蒸気発生装置を結ぶ配管の
   途上に設けた止め弁を、前記蓄圧タンク内の水位を検知
   して、水位低にて閉となるように制御することができる
   システムを設けたことを特徴とする非常用冷却水補給設
   備を有する原子炉。 ４、内部に発熱源を有するタンク型蒸気発生装置と、高
   圧ガスと冷却水とを内蔵する蓄圧タンクの液相部とを弁
   を介して配管で接続し、冷却水を緊急補給する非常用冷
   却水補給設備を有する原子炉において、前記蓄圧タンク
   内に、冷却水の流出孔よりも径の大きい浮子を備え、蓄
   圧タンクの液相部と、前記タンク型蒸気発生装置とを配
   管で結び、その途上に、蓄圧タンクからタンク型蒸気発
   生装置の方向で開となる逆止弁を設けたことを特徴とす
   る非常用冷却水補給設備を有する原子炉。 ５、請求項１記載の非常冷却水補給設備を有する原子炉
   において、前記タンク型蒸気発生装置内で冷却水喪失事
   故が発生した時に、前記蓄圧タンクから前記タンク型蒸
   気発生装置へ冷却水補給を行ない、蓄圧タンク内の圧力
   低にて、前記補助加圧タンクと蓄圧タンク間の止め弁を
   開とするインターロックを設けたことを特徴とする非常
   冷却水補給設備を有する原子炉。 ６、請求項１記載の非常冷却水補給設備を有する原子炉
   において、前記タンク型蒸気発生装置内で冷却水喪失事
   故が発生した時に、前記蓄圧タンクから前記タンク型蒸
   気発生装置へ冷却水補給を行ない、同装置の水位を正常
   に保ち、また水位の高低に応じて冷却水の流入量を調整
   することができるように、前記補助加圧タンクと前記蓄
   圧タンク間の止め弁および前記蓄圧タンクと前記タンク
   型蒸気発生装置間の逆止弁にインターロックを設けたこ
   とを特徴とする非常冷却水補給設備を有する原子炉。 ７、請求項１記載の非常冷却水補給設備を有する原子炉
   において、前記蒸気発生装置内の冷却水喪失事故が発生
   した時に、初期には、前記補助加圧タンクと前記蓄圧タ
   ンク間の止め弁を閉のまま、蓄圧タンクから冷却水補給
   を行ない、蓄圧タンク内の圧力低になった時、補助加圧
   タンクと蓄圧タンク間の止め弁を開として、冷却水の流
   量を増加させるようにすることを特徴とする非常用冷却
   水補給設備を有する原子炉の運転方法。