JPH03269297A

JPH03269297A - 原子力発電所の非常用炉心冷却系

Info

Publication number: JPH03269297A
Application number: JP2067043A
Authority: JP
Inventors: Ikuo Hanamura; 花村　郁男; Shiyouichirou Kinoshita; 木下　詳一郎
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1990-03-19
Filing date: 1990-03-19
Publication date: 1991-11-29

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〕本発明は軽水型原子炉の非常用炉心冷却設備およびドラ
イウェルスプレィ設備をもつ非常用復水器に関する。

〔従来の技術〕

従来の格納容器スプレィシステムは、特開昭６０２６０
８８８号公報に記載のように、サプレッションプールの
水をポンプにより吸引した冷却水を格納容器内にスプレ
ィするシステムとなっている。代表的な公知例を第５図
に示す。

第５図によると、冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）が起こる
と、高圧炉心スプレィ系（ＨＰＣ８）又は低圧炉心スプ
レィ系（ＬＰＣ８）の起動とともに残留熱除去系ポンプ
２が運転され、サプレッションプールの水１をポンプ２
により吸引加圧し、熱交換器３を通して冷却した後、開
状態となった弁４及び注入ライン５を通り原子炉９に注
水されることにより、炉心］０の冠水維持が図られる（
ＬＰＣＩモート）。

炉心水位が回復されると、弁４を閉止状態とし、弁６を
開状態とすることにより、サプレッションプール水１は
、弁６およびスプレィ注入ライン７を通り、スプレィへ
ラダ８に設置されているスプレィノズルより格納容器内
のドライウェル空間部１６に散水される。スプレィ散水
された水は、ＬＯＣＡにより格納容器内に拡散した蒸気
の凝縮及び非凝縮性ガスの冷却を行い、格納容器内の圧
力上昇を抑制する（格納容器スプレィ冷却モート）。

尚格納容器スプレィ冷却モードは９本図に示すように、
独立した１００％容量のシステムを二系統有している。

一方、残留熱除去系ポンプ２は、非常用ディーゼル発電
機１１により給電される非常用母線に接続されており、
所内電源及び外部電源喪失によって機能を喪失しないよ
うになっている。従って、非常用ディーゼル電源の負荷
容量決定の際に、残留熱除去系ポンプの電源負荷も考慮
に入れている。

また、残留熱除去系ポンプは、その性能がいつでも発揮
できるように原子炉通常運転中、原子炉の運転に影響を
与えないようにテストラインを使用して定期的に試験を
行うよう考慮されている。

〔発明が解決しようとする課題〕

上記の特開昭６０−２６０８８８号公報を始め考案され
ている従来技術では、格納容器スプレィを行う場合、ポ
ンプで水を吸引加圧することによりスプレィヘッダより
冷却水を格納容器内に散水するため、動的機器であるポ
ンプの信頼性を確保するための諸施策が講じられている
。

また、通常電源喪失時にも、動的機器であるポンプの起
動ができるよう、非常用ディーゼル電源より給電可能と
する等のインタロックをあらかじめ設けている。

本発明は、従来の動的機器であるポンプに替わり、水源
を炉心より上部の位置にすることにより、重力落下とい
う自然の法則に従い、格納容器スプレイを行うものであ
る。

従って、本発明の目的は、上記の諸施策を省略すること
にある。

また、主蒸気配管より配管を分岐して復水器を設け、炉
心崩壊熱を除去する設備も従来技術として存在していた
が、これは、炉心で発生する蒸気を凝縮冷却し、再び、
炉心へ戻す目的で設けられており、格納容器の冷却に関
しては、利用されていなかった。

本発明の目的は、炉心冷却及び格納容器冷却の両機能を
備える非常用炉心冷却設備を提供することにある。

〔課題を解決するための手段〕

本発明では原子炉圧力容器より」二部のレベルに、ヒー
トシンクとして冷却水タンクを設け、この中に熱交換器
を設置し、ここで原子炉で発生した蒸気を凝縮し、その
凝縮水を重力により格納容器内にスプレィすることによ
り、動的機器を用いずに格納容器内の冷却及び圧力制御
を行うものである。

４また、本発明では、スプレィ水となる凝縮水は原子炉内
で炉心崩壊熱により発生した蒸気を凝縮したものを利用
し、格納容器内にスプレィするため、格納容器に対し閉
サイクルとなっている。

〔作用〕

第４図に本発明の概要図を示す。本発明では、格納容器
スプレィへラダ８より」三方のレベル位置に非常用復水
器１４が設けられている。非常用復水器１４は、主蒸気
配管１２より分岐した蒸気取出しライン１３の上流側に
設置されている。

冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）が発生したと仮定した場合
、原子炉で炉心崩壊熱により発生した蒸気は、主蒸気配
管１２より蒸気取出ライン１３を通り、非常用復水器１
４内に設置されている熱交換器１５において冷却され、
凝縮水となる。

ＬＯＣＡ初期の段階では、非常用復水器１４で初期貯留
された水及び凝縮された水は冷却水として炉心注入ライ
ン５より原子炉９に注入される。

尚、炉心注入ライン５は、炉心１０より上部レベルで原
子炉圧力容器９に接続されている。原子炉に注入された
冷却水は、ＬＯＣＡ発生と同時に起動した他の炉心冷却
設備（ＥＣＣ５）とともに炉心１０の冠水維持を行い、
炉心冷却を行う。

炉心に冠水維持が達成されると、炉心注入系隔離弁４を
閉止するとともに、格納容器スプレィ系隔離弁６を開状
態とすることにより、非常用復水器１４により生成され
た凝縮水は格納容器スプレィライン７を通り、格納容器
内の比較的上方にリング状に設置された格納容器スプレ
ィへラダ８のスプレィノズルより、１へライウェル空間
部１６に散水される。

トライウェル空間部１６に散水された凝縮水（冷却水）
は、ＬＯＣＡにより格納容器内に拡散したこの場合、ド
ライウェル圧力は蒸気凝縮に伴い急速に減少し、ウェッ
トウェル圧力より低くなり、ウェットウェルとドライウ
ェルを連通する真空破壊弁２９が作動する。真空破壊弁
の作動によりウェットウェルとドライウェルの圧力が均
圧されるとともに、ＬＯＣＡ発生時にウェットウェルへ
随伴された非凝縮性ガスがドライウェル側へ戻されるた
め、その後の炉心崩壊熱によるＰＣ■圧力上昇率を緩和
する効果がある。

〔実施例〕

以下、本発明の一実施例を第１図、第２図及び第３図に
より説明する。

第１図は、本発明による非常用炉心冷却系の起動前の状
態を示す。本図に示すように、非常用炉心冷却系として
、本発明による非常用復水器１４を用いた系統、及び、
蓄圧注入タンク２２を用いた系統より独立に構成されて
いる。

原子炉通常運転中は、原子炉内で発生した蒸気は、主蒸
気配管工２を通り、タービン発電機へ送られ、発電に利
用される。この時の非常用炉心冷却系の各弁の状態は、
主蒸気隔離弁１７は開状態、蓄圧注入タンク隔離弁２３
．復水器入口隔離弁１８、炉心注入隔離弁４、及び、格
納容器スプレィ系隔離弁６は、いずれも閉状態である。

ここで、原子炉圧力容器に破断が生じると、破断口１９
より一次冷却材が圧力容器外へ流出し、原子炉９内の水
位が減少する（冷却材喪失事故−ＬＯＣＡ）。原子炉水
位が低下すると、″原子炉水位低″等のＬＯＣＡ信号が
発信され、本信号により、主蒸気隔離弁１７が自動的に
閉状態となるとともに、蓄圧注入タンク隔離弁２３．復
水器入口隔離弁１８及び炉心注入系隔離弁４が自動的に
開状態となる。第２図に、ＬＯＣＡ信号によりこれらの
弁の開閉作動後の系統構成を示す。

第２図は、本発明の炉心注入運転モード時の系統構成を
示すものであり、以下に作用を示す。

蓄圧タンク隔離弁２３が開状態となると、蓄圧注入タン
ク２２内にあらかじめ蓄えられていた冷却水が、タンク
内の封入圧力により、蓄圧注入ライン２４を通り、原子
炉９内に注入される。

一方、非常用復水器１４もＬＯＣＡ発生直後はリザーバ
タンク３０内に初期貯留された冷却水が炉心へ流入され
るが、初期貯留水の注入後は炉心より発生する蒸気が主
蒸気隔離弁１７の閉止、復水器入口隔離弁１８の開放、
及び、炉心注入系隔離弁４の開放により、主蒸気配管１
２より分岐した蒸気取出しライン１３を通り、非常用復
水器− １４内に設置されている熱交換器１５へ向う。

非常用復水器１４は、熱交換器１５の周囲がヒートシン
クタンクとなっており、３０℃程度のヒートシンク冷却
水２７が満たされている。

熱交換器に入った蒸気は、非常用復水器において冷却・
凝縮され、炉心注入ライン５を通り、原子炉９内へ注入
される。ここで、蓄圧注入ライン２４及び炉心注入ライ
ン５の配管は、炉心１０よりも上方位置で圧力容器９に
接続されており、原子炉への冷却水注入後の炉心の冠水
が維持される。

炉心冠水維持が達成されると、炉心注入系隔離弁４を閉
状態とし、格納容器スプレィ系隔離弁６を開状態とする
ことにより、炉心注入運転モードから、格納容器スプレ
ィ運転モードに切替える。

第３図は、格納容器スプレィ運転モード時の系統構成を
示す。

第３図に示すように、非常用復水器１４で凝縮された蒸
気は、リザーバタンク３０、及び、格納容器スプレィラ
イン７を通り、格納容器スプレィヘッダ８に設置されて
いるスプレィノズル２５より格納容器内のトライウェル
空間部１６にスプレィ散水される。

尚、リザーバタンク３０は、非常用復水器１４において
、蒸気の凝縮量が多い場合に、熱交換器１５内が凝縮水
で満たされてしまい、新たな蒸気の凝縮生成がされない
ことを回避することを目的に設置されている。

ドライウェル空間部１６に散水された冷却水（凝縮水）
は、破断口１９よりドライウェル空間部１６に拡散した
蒸気を凝縮し、格納容器下方のダウンカンマ部２１等の
空間部へ溜まる。

ところで、原子炉の通常運転時には、トライウェル空間
部１６は、非凝縮性ガスである窒素ガスで満たされてい
るが、ＬＯＣＡの発生により破断口１９より流出したブ
ローダウン蒸気がベント管３１を通してウェットウェル
側へ排出されるのに伴って、非凝縮性ガスが随伴される
ため、ウェットウェル空間部２８の圧力が上昇する。そ
の後、引き続きブローダウン蒸気がウェットウェルで凝
縮され、サプレッションプール水１の温度が上昇してい
くのに伴って圧力も上昇していく。しかし、格納容器ス
プレィによりドライウェル空間部」６の圧力上昇が抑制
されると、ドライウェル空間部１６の圧力はウェットウ
ェル空間部２８の圧力に対し負圧状態となる。トライウ
ェル空間部１６の圧力がウェットウェル空間部２８の圧
力より低くなるとドライウェル空間部とウェットウェル
空間部の間に設置されているバッキュムブレーカ２９が
作動し、ドライウェル空間部」−６とウェットウェル空
間部２８が連絡され、雨空間部の間の圧力差は均圧化さ
れ、ウェットウェル空間部の圧力上昇も抑制される。

このような作動原理により、ＬＯＣＡ時においても、格
納容器内の圧力上昇が抑制される。

〔発明の効果〕

本発明によれば、冷却水の注水に対しポンプ等の動力源
を用いず、重力落下という自然の法則に従い注水を達成
できる。

また、ポンプが不要となることにより、動的機器台数が
減り、非常用ディーゼル電源へポンプ化１１− 動機負荷を含める必要が無くなり電源負荷容量が低減す
るため、経済性が向上する。

さらに、動的機器台数の低減により、システムインタロ
ックが簡素化され、運転制御性が向上する。

【図面の簡単な説明】

第１図、第２図及び第３図は本発明の一実施例のシステ
ム系統図、第４図は、本発明の全体システム系統図、第
５図は、従来のシステム系統図である。１・・サプレッションプール水、２・・・残留熱除去系
ポンプ、３・・残留熱除去系熱交換器、４・・・炉心注
入系隔離弁、５・・・炉心注入ライン、６　格納容器ス
プレィ系隔離弁、７・・格納容器スプレィライン、８・
格納容器スプレィヘッダ、９・・・原子炉（原子炉圧力
容器）、１０　炉心、１１・・非常用ディーゼル電源、
１２・・主蒸気配管、１３・・・蒸気取出しライン、１
４・・・非常用復水器、１５・・・熱交換器、１６・・
トライウェル空間部、１７・・・主蒸気隔離弁、１８・
・復水器入口隔離弁、１９・・破断口、２０・・２リザーバタンク、２トダウンカマ、２２・・蓄圧注入タ
ンク、２３・・蓄圧注入タンク隔離弁、２４蓄圧注入ラ
イン、２５′・・スプレィノズル、２６・・大気開放ラ
イン、２７・・・ピー１−シンク、２８ウ工ツトウエル
空間部、２９・・・真空破壊弁、３０し−ｍ− −１−−−’ １６８５−

Claims

【特許請求の範囲】１、原子炉の圧力容器および主蒸気配管を含む沸騰水型
原子炉であつて、前記主蒸気管の一部より分岐した配管
途上に圧力容器より上方レベルに復水器を設け、前記復
水器の下流側に接続した凝縮水戻り配管を前記圧力容器
及び格納容器内のスプレイヘッダに接続することにより
、炉心崩壊熱により発生した蒸気の凝縮水を重力落下に
より前記原子炉内に注入及び前記格納容器内にスプレイ
散水することを特徴とする原子力発電所の非常用炉心冷
却系。２、請求項１において、隔離弁を設け、前記隔離弁の切
替えにより、事故直後は炉心冠水を行ない、前記冠水の
終了後は前記格納容器内の圧力抑制を行なう原子力発電
所の非常用炉心冷却系。３、請求項１において、前記復水器の下流側に凝縮水を
貯留できるリザーバタンクを設けた原子力発電所の非常
用炉心冷却系。４、請求項３において、前記リザーバタンクの初期貯留
水を非常用炉心冷却水として炉心へ注入する原子力発電
所の非常用炉心冷却系。