JPH03183995A - 隔離時復水器 - 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） 本発明は冷却材喪失事故時において、原子炉格納容器内
を冷却するに好適する隔離時復水器に係る。

（従来の技術） 従来の隔離時復水器は、原子炉を隔離した場合の原子炉
圧力の過圧防止および冷却材喪失事故時の原子炉格納容
器圧力の過圧防止を目的として設けられている。以下、
第２図につきその詳細を説明する。この図において、原
子炉格納容器１内には炉心２を収容する原子炉圧力容器
３が設置され、この原子炉圧力容器３の上部には図示し
ない蒸気タービンに蒸気を導く主蒸気配管４が連通され
ている。この主蒸気配管４には主蒸気隔離弁５が設けら
れ、主蒸気配管４の前記主蒸気隔離弁５の上流側におい
て、隔離時復水器本体６の蒸気室６ａに連通ずる蒸気配
管７が分岐されている。なお、この蒸気配管７の中間に
は蒸気導入弁８が設けられている。

前記隔離時復水器本体６は原子炉格納容器１の上面に設
置したプール９中に浸漬されている。また、プール９の
上部空間には蒸気排出９１０が連通されている。また、
前記隔離時復水器本体６の水室６ｂは凝縮水戻り管１１
によって原子炉圧力容器３に連通され、前記凝縮水戻り
管１１には凝縮水排水弁１２が設けられている。

上記の隔離時復水器本体６は、主蒸気隔離弁５を閉鎖し
て原子炉を隔離した場合、炉心２から発生し続ける崩壊
熱による原子炉圧力容器３内の圧力上昇を抑止する。す
なわち、主蒸気隔離弁５を閉鎖して原子炉圧力容器３内
の圧力が上昇すると、蒸気導入弁８を開き隔離時復水器
本体６に原子炉圧力容器３内の蒸気を導入する。この蒸
気は隔離時復水器本体６の蒸気室６ａに入り、ここから
復水器伝熱管６ｃ内を下降し、その間にプール９の水に
熱を与えることによって一部が凝縮する。凝縮水は隔離
時復水器本体６の水室６ｂに入り、さらに重力によって
復水戻り管１１を通って原子炉圧力容器３内に帰戻する
。なお、前記の凝縮に際して蒸気から与えられる熱によ
ってプール９の水は加熱され、終には沸騰を開始するよ
うになるが、その際に発生する蒸気は蒸気排出管１０か
ら大気中に放出される。

以上は原子炉隔離時における隔離時復水器の作用である
が、冷却材喪失事故時には次のように作用する。先ず１
、冷却材喪失事故時には原子炉圧力容器３内の蒸気は原
子炉格納容器１内に放出される。特に、主蒸気配管４が
原子炉圧力容器３と蒸気配管７との間で破断した場合を
想定すると、蒸気は一旦窒素ガス雰囲気で充満された原
子炉格納容器ｌ内に放出され、その後復水器内の負圧に
よって吸引され、蒸気配管７を経て隔離時復水器本体６
に流入することとなる。この蒸気は前記原子炉隔離時と
同様にして凝縮、復水され、その熱はプール９の水に与
えられる。これにより、原子炉格納容器３内の圧力の上
昇は抑止される。但し、前記のように蒸気は一旦窒素ガ
ス雰囲気中に放出され、これが隔離復水器本体６内に導
入されるため蒸気中に窒素ガスが混在することとなり、
伝熱管６ｃにおける凝縮熱伝達は低下するが、基本的な
作動は前記原子炉隔離時と同様である。

（発明が解決しようとする課題） 前記の主蒸気配管が破断したとする原子炉想定３− 事故時において、隔離復水器内に窒素ガスが導入される
ことは次の諸点で好ましくない。

■凝縮熱伝達の低下をもたらし、原子炉圧力容器内のエ
ネルギ放出を所期のごとく行わせることができない。

■隔離時復水器において窒素ガスは凝縮されないから、
この窒素ガスの確実な分離のため特段の工夫を必要とす
る。

よって、前記主蒸気配管破断事故に際して如何なる状況
下にあっても、隔離復水器内に蒸気以外のガス（この場
合非凝縮性ガスである窒素ガス）が侵入しないようにし
なければならない。

本発明は上記の事情に基づきなされたもので、如何なる
状況下にあっても原子炉格納容器内に充満された窒素ガ
スが侵入することのない隔離時復水器を提供することを
目的としている。

［発明の構成］ （課題を解決するための手段） 本発明の隔離時復水器は、原子炉格納容器の上部に設け
られたプール内に浸漬収容された隔離時−４＝ 復水器本体と、この隔離時復水器本体の蒸気室と主蒸気
配管の主蒸気隔離弁上流の部位とを連通し中間に蒸気導
入弁を具えた蒸気配管と、この蒸気配管の前記蒸気導入
弁の上流の部位を包囲しバルブを介して前記原子炉格納
容器に端部を開放させた分岐管を具えた筒体と、前記蒸
気配管の前記筒体に包囲された部位に設けられたスリッ
トと、前記蒸気配管内の前記スリットを設けた部位より
上流側に設けられた旋回羽根とを有することを特徴とす
る。

（作用） 上記構成の本発明隔離時復水器においては、主蒸気配管
破断時に原子炉格納容器内に流出した蒸気は、原子炉格
納容器内の窒素ガスと混合して前記蒸気配管内を前記隔
離復水器本体内の負圧に吸引されて、前記復水器本体に
向けて流動する。

この混合ガスの流動によって前記旋回羽根は回転され、
前記混合ガスは旋回流を形成する。旋回流が形成される
と、遠心力によって蒸気よりも重い窒素ガスは前記蒸気
配管内周に集まり、前記スリットから蒸気配管外に流出
し、前記筒体と蒸気配管の形成する断面環状の空間に貯
溜され、非凝縮性の窒素ガスは蒸気と確実に分離される
。

（実施例） 以下、本発明の一実施例につき説明する。本発明におい
ては、第２図に示した従来の隔離時復水器設置系統の蒸
気配管７に第１図に示した旋回流型気相分離器を設置し
ている。すなわち、第１図において蒸気配管７の一部に
は、蒸気配管７を同心的に包囲して旋回流型気相分離器
の筒体１３が設けられ、蒸気配管７の前記筒体１３に包
囲された部位にはスリット１４が設けられている。また
、筒体１３はその上端に先端を開放させた分岐管Ｉ３ａ
を有し、この分岐管１３ａにはバルブ１５が設けられて
いる。さらに、前記蒸気配管７の前記筒体１４に包囲さ
れた部位より下方の部位には、旋回羽根１６が設けられ
ている。

上記構成の本発明隔離時復水器にあっては、原子炉隔離
時には前記従来のそれと全く同様に作動する。而して、
前記主蒸気配管破断のごとき想定事故時にあっては、主
蒸気配管４から流出した蒸気は原子炉格納容器１内の雰
囲気ガスである窒素ガスと混合し、この混合ガスは前記
蒸気配管７を経て隔離時復水器本体６に向かって矢符１
７で示すように吸引、流入される。この流入気流によっ
て旋回羽根１６は回転され、蒸気配管７内の旋回羽根１
６より上方の若干の区域には、螺旋矢符１８で示す旋回
流が形成される。この旋回流が形成されると、遠心力に
より蒸気より重い窒素ガスが蒸気配管７の内周近傍に集
まり、スリット１４から蒸気配管７と筒体１３とが構成
する断面環状の空間１９内に侵入し、ここに貯溜される
。ここに貯溜された窒素ガスは適宜タイミングでバルブ
１５を開放し、原子炉格納容器１内に放出する。

一方、軽い蒸気は矢符２０で示すようにほぼ蒸気配管７
の軸線に沿って流れ、隔離時復水器本体６内に流入する
。よって、非凝結性の窒素ガスは確実に分離されこれが
隔離時復水器本体６内に吸引、流入されることはなく、
凝縮熱伝達の低下がもたらされることはない。また、原
子炉圧力容器７− 内のエネルギ放出は所期のごとく行われる。

［発明の効果］ 上記から明らかなように本発明の隔離時復水器にあって
は、冷却材喪失事故時、特に主蒸気配管破断時において
復水器内に非凝結性の窒素ガスが吸引、流入されること
はないから、隔離時復水器の凝縮熱伝達が低下されるこ
とはなく、原子炉圧力容器内のエネルギ放出を所期のご
とく行うことができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明一実施例要部の模式図、第２図は従来の
隔離時復水器の設置状態を示す系統図である。 １・・・・・・原子炉格納容器　２・・・・・・炉心　
３・・・・・・原子炉圧力容器　４・・・・・・主蒸気
配管　５・・・・・・主蒸気隔離弁　６・・・・・・隔
離時復水器本体　６ａ・・・・・・蒸気室６ｂ・・・・
・・水室　６ｃ・・・・・・伝熱管　７・・・・・・蒸
気配管　８・・・・・・蒸気導入弁　９・・・・・・プ
ール　１ｏ・旧・・８− 蒸気排出管　１ 給水排水弁　１ １４・・・・・・スリン 回羽根　１７、 面環状の空間

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 原子炉格納容器の上部に設けられたプール内に浸漬収容
   された隔離時復水器本体と、この隔離時復水器本体の蒸
   気室と主蒸気配管の主蒸気隔離弁上流の部位とを連通し
   中間に蒸気導入弁を具えた蒸気配管と、この蒸気配管の
   前記蒸気導入弁の上流の部位を包囲しバルブを介して前
   記原子炉格納容器に端部を開放させた分岐管を具えた筒
   体と、前記蒸気配管の前記筒体に包囲された部位に設け
   られたスリットと、前記蒸気配管内の前記スリットを設
   けた部位より上流側に設けられた旋回羽根とを有するこ
   とを特徴とする隔離時復水器。