JPH0347479B2

JPH0347479B2 -

Info

Publication number: JPH0347479B2
Application number: JP57155666A
Authority: JP
Inventors: Yasuhiro Masuhara; Motoaki Utamura; Shinichi Kashiwai; Iwao Yokoyama; Shigeto Murata; Shunji Nakao; Juichiro Maeda
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1982-09-07
Filing date: 1982-09-07
Publication date: 1991-07-19
Also published as: US4663116A; DE3368478D1; JPS5944693A; EP0102631A1; EP0102631B1

Description

【発明の詳細な説明】本発明は、原子炉圧力容器内へ冷却水を循環さ
せる循環系の排水配管に破断事故が起きた時に冷
却水の逸出を抑制し、圧力容器内に充分多量の冷
却水が残留するように改善された、例えば沸騰水
型原子炉の如く圧力容器内に冷却水の自由液面を
有するタイプの原子炉に関する。

従来の沸騰水型原子炉は、第１図に示す如く、
炉心１に多量の冷却水を供給して炉心効率を高め
るために再循環用配管２、再循環用ポンプ３及び
ジエツトポンプ４からなる冷却水再循環系を備え
ている。この冷却水再循環系は原子炉圧力容器１
２から比較的冷い冷却水を取出す必要上、その排
水配管５の取水口は炉心１の下位で圧力容器１２
に開口している。かかる原子炉において排水配管
５に破断が生じると、圧力容器１２内の圧力が高
いため破断口６から冷却水が噴出し、該圧力容器
内の水位は配管５の取水口の位置まで急速に低下
し、炉心１が空焚き状態になる恐れがある。そこ
で炉心１が空焚き状態になるのを防ぐために、従
来の沸騰水型原子炉には多数の緊急炉心冷却水注
入系８及びそれをバツクアツプするための自動減
圧弁９などの安全装置が多重に設けられている
が、その結果、原子炉プラントのコストが高くな
るという欠点がある。

また、原子炉圧力容器内に冷却水の自由液面を
有する原子炉の他の例として自然循環型原子炉が
ある。この種の原子炉には、冷却水浄化のため又
は圧力容器内の圧力の制御のため圧力容器内外間
に冷却水を循環させる浄化系または圧力制御用ス
プレイ系が通常設けられているが、前者の系では
圧力容器の下部にたまつた沈殿物を除去する必要
上、また後者の系では冷い冷却水を取出す必要
上、その排水配管の取水口は圧力容器下部に開口
している。かかる原子炉においても、上記排水管
に破断が生じると圧力容器内の水位が排水配管の
取水口のレベルまで低下して炉心の空焚きの恐れ
があり、これを防止する安全装置を設ければ原子
炉のコストが高くなるという前記と同様の欠点が
ある。

よつて本発明の目的は、炉心を包囲する圧力容
器内に炉心より上位に冷却水の自由液面を有し且
つ冷却水を圧力容器内外間に循環させる冷却水循
環系を備えた原子炉において、冷却水循環系の排
水配管の取水口が炉心より下位にあるにもかかわ
らず、該配管の破断時に圧力容器内の冷却水の水
位が該取水口の位置まで低下せず、炉心の空焚き
状態を回避するに充分な多量の冷却水が圧力容器
内に残留することを可能にするにある。

上記目的を達成するために、本発明は、炉心を
包囲する圧力容器内に炉心より上位に冷却水の自
由液面を有し且つ冷却水を圧力容器内外間に循環
させるための給水配管及び排水配管を含む冷却水
循環系を備えた原子炉において、該排水配管を圧
力容器内に上記自由液面の上方から下方に挿通
し、該排水配管の先端部には該排水配管に連らな
る内管及びそれと間隙を隔てた外管からなる二重
管を形成し、内管の下端開口を前記自由液面より
下位で且つ炉心より上位に位置せしめるととも
に、外管の上端開口を前記自由液面より上位に位
置させ、外管の下端開口を炉心より下位に位置せ
したことを構成上の特徴とするものである。

本発明の一実施例を第２図に示す。本実施例は
従来の沸騰水型原子炉を対象としたものである。
本実施例の特徴は、再循環系２の排水配管５の先
端部に、該管５自体の一部を内管１０とし、これ
を長い外管１４で両者間に間隙を置いて囲んでな
る二重管１１を形成し、これを圧力容器１２内に
上部より挿入し、その内管１０の先端開口部７は
圧力容器内の冷却水の水面１３よりもやや下に且
つ炉心１の上位に位置させ、外管１４の上端開口
１５は水面１３よりも上に、その下端開口１６は
圧力容器１２の下部に位置させた点にある。この
ような構造により、再循環系配管２の排水配管５
の破断時に圧力容器１２内の最終水位は内管１０
の先端開口部７の位置に留り、それより下方に下
ることはない。以下、この二重管１１を具えた排
水配管５の動作について第３図、第４図を用いて
説明する。

第３図は二重管１１を具えた再循環系排水配管
５の動作概念図、第４図は、外管１４と内管１０
で囲まれた内水面１７の位置と排水配管５を流れ
る排水流量Ｆとの関係を示したものである。通常
運転時において排水流量Ｆが増加すると外管１４
内を流れる冷却水の流速V₂が増し、流速V₂の二
乗に比例して外管下端１６と内管先端部７との間
の圧力損失が増加する。その結果、内管先端部７
での圧力P₁が低下して内管１０と外管１４の間
の内水面１７が低下する。しかし、定常運転時に
は内水面１７の位置は、第４図に定格流量とし示
すように、内管先端部７よりも上に保つように設
計することが容易にできるので、排水管５は外管
１４の下端１６から圧力容器１２下部の低温の冷
却水を取水することができる。

もし、再循環系の排水配管５が圧力容器外で破
断すると、圧力容器内の高い圧力のため破断口よ
り急激に冷却水が放出される。かかる事態では排
水配管５を流れる流量Ｆが飛躍的に増加し管入口
部１８での圧力損失が増大するため、第４図の曲
線に従い内水面１７の位置は下降する。内水面１
７の位置が内管先端開口部７より低下すると、内
管１０は水面１３の上部の蒸気を吸込み始める。
その結果、冷却材の流出流量Ｆが激減すると共に
圧力容器内の圧力が低下する。以下、この二重管
１１内での流れの現象について第５図、第６図を
用いて詳細に説明する。

第５図１〜８は排水配管破断後の二重管１１で
の流れの様子を時間的に示したものであり、第６
図は排水配管を通り流れる放出流量を時間の関数
として表わしたものである。排水配管５に破断が
生じると、前述したように破断口６からの放出流
量は急激に増加し、内管先端部７の圧力低下に伴
い、１の位置にあつた内水面１７は下降し、間も
なく内水面１７は内管先端部７の位置に達するが
（２の状態）二重管内水頭柱に慣性力があるため、
内水面１７は下降しつづける。その結果、第５図
の３で示すように、水面１３上部の蒸気が内管に
流れ込み、内管への炉水の流入は停止する。した
がつて、内管先端７での圧力は上昇し、内水面１
７の位置は上昇を開始する。上昇開始後、再び内
水面１７は内管先端部７の位置に達するが、慣性
力のため上昇し続け内管による水の流出が開始す
る（４の状態）。水の流出が開始すると、前記し
た理由により、内管先端部７での圧力低下が再び
起り、内水面１７は下降する（５の状態）。この
ように内水面１７はＵ字管型振動を繰り返し、最
終的には内管先端部７の位置に落ち着く（６，７
の状態）。この時は蒸気と水の吸い込みが同時に
おこるため、第６図に示すように、従来技術と比
較して放出流量は小さくなる。その理由は以下の
通りである。放出流量は水と蒸気の密度の違いか
ら水の流出流量で決まる。水の流出流量は、炉水
の水面１３と内水面１７との位置差に相当する圧
力損失が二重管入口１６と内管先端部７との間の
流路に発生するような値となる。従つて、水の流
出流量が圧力容器１２内の絶体圧力で定まる従来
技術と比べ、本実施例では水の流出流量が抑制さ
れるのである。また、第５図の８で示すように、
上記の冷却水の流出は炉水の水面１３が内管先端
部７の位置まで低下した時点で終了するから、そ
の最終水位は、内管１０の先端部７の位置に留ま
り、従来技術と比較し、冷却水の流出総量が少量
となる。

次に圧力容器内圧力と圧力容器内の冷却水水位
すなわち炉水位の時間的変化に関して、本実施例
と従来例の結果を比較する。第７図に破断後の炉
内圧力（圧力容器内圧力）の変化を、第８図に炉
水位の変化を示す。破断直後の圧力容器内圧力は
本実施例でも従来例でも同様な傾向を示すが、そ
の後、両者に差が生じる。これは、本実施例では
第６図で示したように蒸気の吸い込みがあるため
である。その後、本実施例では、急激に炉内圧力
が低下するが、これは炉水位１３が二重管の内管
１０の先端部７以下となつたため蒸気が急激に放
出したからである。したがつて、本実施例では、
従来例と比較して早期に炉内圧力が低下するの
で、減圧沸騰が起り、炉心冷却が促進され、ま
た、早期の緊急炉心注入系の作動も可能となり、
原子炉炉水の早期補充が可能となる。さらに、水
の流出流量が少ないので、緊急炉心冷却系の負担
が軽くなり設備費を軽減できる。また第８図に明
らかなように、従来例と比較して本実施例では、
炉水位は常に炉心をおおう充分な冷却水を炉内に
残留せしめるに足るものとなり、自然循環流によ
る炉心の冷却が可能となることがわかる。さら
に、このように炉心が冷却されているので、前述
と同様、緊急炉心冷却系の負担が軽くなり、設備
費を軽減できる。

第９図は、本発明の他の実施例を示す。この実
施例は二重管の外管の下端が下方に広がつた漏斗
状である点で外管下端部が直状である前記の実施
例と異る。第３図において炉内水面１３と内水面
１７との高さの差Δhは、水面に作用する圧力容
器内の圧力P₀と管内圧力P₂から Δh＝P₀−P₂ ……(1) で与えられる。管内圧力P₂は外管内の全水頭Ｈ、
流速V₂、水の密度ρからＨ＝P₂＋１／２ρV² ₂ ……(2) で表わされる。外管下端部の形状による損失水頭
は h_e＝ζV² ₂／２ｇ ……(3) で表わされる。ｇは重力加速度、ζは損失係数で
ある。外管先端部が直管状のときζ＝0.5、漏斗
状のときζ＝0.05である。(2)式の全水頭Ｈは(3)式
の損失水頭分だけ低下するので、第９図に示した
実施例では、第２図及び第３図に示した実施例の
場合よりも、Ｈが大きくなり、従つて(2)式により
P₀が大きくなり、よつて(1)式からΔhは小さくな
ることがわかる。つまり、第９図に示した実施例
は第２図及び第３図に示した実施例に比して、内
管の先端開口７の位置を浅くすることができ、そ
れだけ炉内水量を増すことができる。

第１０図は第１発明のさらに他の実施例を示
す。この実施例では、外管の上部を太くし、内管
の下端部を下方に広がつた漏斗状にしてある。従
つて流路が広がり、その流速V₁はV₂＞V₁とな
る。Ｈ及びρは一定であるから(2)式よりP₂＜P₁
となる。従つて(1)式からΔhは同様に小さくなる
ことがわかる。即ち本実施例においても内管下端
の位置はより浅くすることが可能となり、炉内水
量を増すことができる。

第１１図は本発明の更に他の実施例を示す。こ
の実施例では内管１０下端開口部７の下方に螺旋
状のフインが外管内に設けてある。従つて破断事
故時に、内管に急速に吸い込まれる冷却水は、該
フインの存在のため回転しつつ流れる。その結
果、内水面１７は遠心力のため中心部では低く、
外管内周部では高くなる。従つて内管に多量の蒸
気が吸い込まれるため、先の第１実施例において
述べた減圧効果は促進される。また内管の下端開
口は該実施例よりも上方に設けることができ、従
つて破断事故時の最終炉内水位は高くなり、原子
炉の安定性がより向上する。

本発明の他の実施例を第１２図に示す。本実施
例の特徴は、自然循環型の原子炉の浄化系１８の
配管１９の排水側先端部２０に、配管１９の一部
である内管１０と長い外管１４とからなる二重管
１１を設け、その下端開口を圧力容器１２の下部
に位置させた点にある。自然循環型原子炉では、
スラツジ等の沈殿物が圧力容器１２の下部２１に
たまる。したがつて、これらの沈殿物を圧力容器
１２から吸出して浄化系１８で除去することが必
要であり、そのため従来例では、排水側の配管内
の先端取水口を直接圧力容器の下部２１に設けて
いた。しかし、そうすると、浄化系１８の配管１
９の破断時には、炉内の最終水位が該取水口の位
置まで低下し、炉心の空焚き状態が起り得るの
で、原子炉を安全に保つには、緊急炉心冷却系の
設置が不可欠となり、コストが高くなる。これに
対し、本実施例によれば、破断時の最終炉内水位
は二重管１１の内管１０の先端部７に留る。その
結果炉心の空焚き状態は防止でき、緊急炉心冷却
系の負担が軽減できると共に、原子炉の安全性が
向上できる。

本発明の他の一実施例を第１３図に示す。本実
施例の特徴は、自然循環型原子炉の圧力制御用ス
プレイ系の配管２２の取水側に前述実施例と同様
の二重管１１を設け、その下端開口を圧力容器１
２の下部２１に位置させた点にある。圧力制御用
スプレイ系では、圧力容器１２上部２３に存在す
る蒸気をスプレイ水により凝縮し、圧力制御を行
う。このための、スプレイ水としては、低温の炉
水が不可欠である。本実施例によれば、圧力容器
１２の下部２１にある低温の炉水がスプレイ水と
して利用でき、さらに前述実施例と同じ理由によ
り炉心を安全な状態に保つことができる。

なお、第１２図、第１３図の実施例において、
第９図ないし第１１図に示した形状の二重管を用
いることも可能である。

以上説明したように本発明によれば、圧力容器
内に冷却水の自由液面を有する原子炉において冷
却水循環系の排水管の破断事故時に、炉内の最終
水位を二重管の内管先端部と同一レベルに保つこ
とができ、且つ蒸気の放出が早期に開始するの
で、炉心冷却に十分な冷却水が炉内に残留し得る
こと、減圧沸騰により炉心冷却が促進されるこ
と、早期に炉内圧力が低下するので緊急炉心冷却
系の早期の作動が可能となること、緊急炉心冷却
系の負担が少くなり設備費を軽減し得ること、な
どの効果があり、しかも構造極めて簡単であると
いう利点がある。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来の沸騰水型原子炉の概略断面図、
第２図は本発明の一実施例の概略断面図、第３図
は該実施例における二重管の動作の概念図、第４
図は二重管の内管流水の流量と内水位の関係を示
すグラフ、第５図は二重管の動作の様子を示す
図、第６図は破断事故発生時に二重管を流れる放
出流量の時間的変化を示す図、第７図は二重管を
用いた本発明の実施例と従来例との炉内圧力変化
の比較図、第８図は同じく炉内水位の変化の比較
図、第９図ないし第１１図は二重管の形状の異る
本発明の他の実施例を夫々示す概略断面図、第１
２図及び第１３図は夫々自然循環型原子炉の冷却
水浄化系、圧力制御用スプレイ系に適用した本発
明の実施例を示す断面図である。１……炉心、２……再循環系、５……排水管、
６……破断口、１０……内管、１１……二重管、
１４……外管。

Claims

【特許請求の範囲】１炉心を包囲する圧力容器内に炉心より上位に
冷却水の自由液面を有し且つ冷却水を圧力容器内
外間に循環させるための給水配管及び排水配管を
含む冷却水循環系を備えた原子炉において、該排
水配管を圧力容器内に上記自由液面の上方から下
方に挿通し、該排水配管の先端部には該排水配管
に連らなる内管及びそれと間隔を隔てた外管から
なる二重管を形成し、内管の下端開口を上記自由
液面より下位で且つ炉心より上位に位置せしめる
とともに、外管の上端開口を上記自由液面より上
位に位置させ、外管の下端開口を炉心より下位に
位置せしめたことを特徴とする原子炉。２外管の下端部が下方に広がつた漏斗状である
ことを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の原
子炉。３内管の下端部が下方に広がつた漏斗状である
ことを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の原
子炉。４内管の下端の下方に螺旋状フインを外管内に
設けたことを特徴とする特許請求の範囲第１項記
載の原子炉。５原子炉は沸騰水型原子炉であり、冷却水循環
系は炉心効率を高めるための冷却水再循環系であ
ることを特徴とする特許請求の範囲第１項、第２
項、第３項、又は第４項記載の原子炉。６原子炉は自然循環型原子炉であり、冷却水循
環系は冷却水浄化系であることを特徴とする特許
請求の範囲第１項、第２項、第３項又は第４項記
載の原子炉。７原子炉は自然循環型原子炉であり、冷却水循
環系は圧力制御用スプレイ系であることを特徴と
する特許請求の範囲第１項、第２項、第３項又は
第４項記載の原子炉。