JPH04136794A - 原子力発電所の冷却設備 - 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設備に関する。

（従来の技術） 原子力発電所には、万一の冷却材喪失事故等が発生した
場合を想定して、事故後長期にわたって炉心から発生す
る崩壊熱を原子炉格納容器外へ除去する冷却設備が設け
られている。

第３図は、従来の原子力発電所の冷却設備の模式図であ
る。炉心１は、原子炉圧力容器２に収容されている。こ
の原子炉圧力容器２は、原子炉格納容器３に収容されて
いる。原子炉圧力容器２には主蒸気管４が接続されてお
り、原子炉圧力容器２内で発生した蒸気を図示しないタ
ービ・ンヘ送るように構成されている。また、原子炉圧
力容器２には給水管５が接続されており１図示しないタ
ービンと復水器を経た冷却材が供給されるように構成さ
れている。原子炉格納容器３の下部には、サプレッショ
ンプール６が設置されている。サプレッションプール６
には、一端がサプレッションプール６内に貯えられたプ
ール水６ａ中に開口し、他端が原子炉格納容器３の空間
部３ａに開口して設けられたベント管７が設置されてい
る。また、サプレッションプール６の上部には、真空破
壊弁８が設けられている。格納容器冷却用ポンプ９は、
原子炉格納容器３の下方に設置され、格納容器冷却用配
管１０を介してサプレッションプール６内のプール水６
ａを循環させるように構成されている。格納容器冷却用
熱交換器１１は格納容器冷却用ポンプ９の下流に設置さ
れ、海や池、川等の水源１２と取水配管１３、排水配管
１４を介して熱交換するように構成されている。循環ポ
ンプ１５は、取水配管１３に設置されている。格納容器
冷却用ポンプ９と循環ポンプ１５は、ケーブル１６を介
して、常用電源Ｉ７と非常用ディーゼル発電機１８から
電力の供給を受けられるように構成されている。

以上の構成において、事故が発生すると崩壊熱は、サプ
レッションプール６に伝えられる。原子炉格納容器３内
のサプレッションプール６に貯えられた崩壊熱は、格納
容器冷却用ポンプ９及び格納容器冷却用熱交換器１１に
より原子炉格納容器３外部の二次側に伝えられる。二次
側の熱は循環ポンプ１５により最終的な熱の逃がし場で
ある海等の水源１２に伝達される。

このように、従来の原子炉格納容器の崩壊熱を除去する
設備は、動的なポンプ、熱交換器、ポンプを駆動するた
めの電源である非常用ディーゼル発電機、これらの機器
を連結する配管、及び電気ケーブル等から構成されてお
り、さらに、高度の信頼性を確保するために上記設備は
複数系統独立に設置されている６したがって、膨大な物
量を必要としていた。

（発明が解決しようとする課題） 前述のように、従来の原子力発電所の冷却設備は、冷却
材喪失事故が発生した場合、炉心で発生する崩壊熱を除
去するために、動的な駆動源を必要とする多数の機器か
ら構成される系統設備を必要としていた。

本発明の目的は、ポンプ等の動的な駆動源を削減し、長
期にわたって炉心で発生する崩壊熱の除去を安定して行
なうことができる原子力発電所の冷却設備を得ることに
ある。

〔発明の構成〕

（課題を解決するための手段） 上記の目的を達成するために、本発明においては、炉心
を収容する原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器を収
容する原子炉格納容器と、前記炉心より高い位置に設け
られた冷却水源と、この冷却水源の中に収容された非常
用復水器と、この非常用複数器と前記原子炉圧力容器の
気相部を接続する第１の配管と、前記非常用復水器と前
記原子炉圧力容器を接続する第２の配管と、前記非常用
復水器と前記原子炉圧力容器内に形成されプール水を収
容するサプレッションプールとを接続する第３の配管と
、前記炉心で発生する蒸気の一部を前記非常用復水量の
下流側に導く第４の配管とから成ることを特徴とする原
子力発電所の冷却設備を提供する。

（作用） 事故後炉心の崩壊熱により発生した蒸気は、原子炉圧力
容器から第１の配管を介して非常用復水器に導かれ、伝
熱管内で冷却されて凝縮する。

凝縮した蒸気は凝縮水となり、第２の配管を介して水頭
差により原子炉圧力容器内へ戻る。蒸気の保有していた
潜熱は非常用復水器の伝熱管を介して原子炉格納容器外
の冷却水源に伝えられる。また、非常用復水器内に流入
した非凝縮性ガスは、炉心で発生した蒸気の一部を第４
の配管によって前記非常用復水器の下流側に導くことに
より、非常用復水器内に滞留することなく第３の配管か
らサプレッションチェンバ中に排出される。

（実施例） 以下、本発明の実施例を第１図を参照して説明する。

第１図は、本発明の一実施例の模式図である。

炉心２０は、原子炉圧力容器２１に収容されている。

この原子炉容器２１は、原子炉格納容器２２に収容され
ている。原子炉圧力容器２１には、主蒸気管２３等の配
管が接続されている。原子炉格納容器２２の下部には、
サプレッションプール２５とベント管２６が設置されて
いる。また、サプレッションプール２５の上部には、真
空破壌弁２７が設置されている。主蒸気管２３には、減
圧弁２８が設置され、原子炉格納容器２２内に開放され
た排気管２９の流路を開閉するように構成されている。

減圧弁２８は事故信号等を受けて開き、原子炉を速やか
に減圧して重力落下式注水設備３０による冷却材の注入
を促進するように構成されている。原子炉格納容器２２
外の上部に設けられた冷却水源である水プール３３中に
は非常用復水器３２が設置され、この非常用復水器３２
と原子炉圧力容器２１と気相部は第１の配管である蒸気
供給配管３１で接続されている。また、非常用復水器３
２と原子炉圧力容器２１とを接続する第２の配管である
凝縮水戻り配管３４は、非常用復水器３２と原子炉圧力
容器２１を通常時閉の弁３５を介して接続している。非
常用復水器３２とサプレッションプール２５とを接続す
る第３の配管である非凝縮性ガス排出管３６にも通常時
閉の弁３７が設けられている。これら第２及び第３の配
管３４．３６に設けられた弁３５゜３７は、冷却材喪失
等の事故後適切な作動信号により開かれ、非常用復水器
による除熱を開始するように構成されている。

冷却材喪失時のような配管破断事故後、非常用復水器に
流入する蒸気には僅かではあるが非凝縮性ガスが含まれ
ており、長時間後には非常用復水器内に滞留・蓄積され
て伝熱管表面における凝縮熱伝達係数が低下し、除熱性
能が劣化するおそれがある。しかし、第２図に示す様に
炉心２０で発生した蒸気の一部を蒸気供給配管３１から
、第４の配管３８を経由して非常用復水器３２の下流側
に導き非凝縮性ガス（図中矢印で示す）を随伴させてサ
プレッションプール２５側へ排出することにより、非凝
縮性ガスの滞留回避及び排出促進をはかり、除熱性能の
劣化を防止することができる。

従って、本実施例によれば、非常用復水器を用いた事故
後の除熱方式において非凝縮性ガスによる除熱性能の劣
化を防止し、炉心で発生する崩壊熱を重力等の自然力を
利用して効率良く原子炉格納容器外へ除熱できるので、
冷却水を循環させるポンプ等の動的な駆動源及びこれに
給電する電源等を使わなくても長期にわたる崩壊熱除去
を行なうことが可能となる。

〔発明の効果〕

本発明によれば、非常用復水器を用いた事故後の除熱方
式において非凝縮性ガスの滞留回避及び排出促進をはか
り、非凝縮性ガスによる除熱性能の劣化を防止すること
ができるので、原子炉の安全性を著しく向上させること
ができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る原子力発電所の冷却設備の実施例
を示す模式図、第２図は本発明に係る非常用復水器の構
成を示す模式図、第３図は従来の原子力発電所の冷却設
備を示す模式図である。 ２０・・・炉心　　　　　　２１・・・原子炉圧力容器
２２・・・原子炉格納容器　２３・・・主蒸気管２５・
・・サプレッションプール　２６・・・ベント管２９・
・・排気管　　３１・・・蒸気供給管（第１の配管）３
２・・・非常用復水器　　３３・・・水プール３４・・
・凝縮水戻り配管（第２の配管）３６・・・非凝縮性ガ
ス排出管（第３の配管）３８・・・第４の配管 代理人　弁理士　則　近　憲　佑 第１図 ン６ 第 図 第 図

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 　炉心を収容する原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容
   器を収容する原子炉格納容器と、前記炉心より高い位置
   に設けられた冷却水源と、この冷却水源の中に収容され
   た非常用復水器と、この非常用復水器と前記原子炉圧力
   容器の気相部を接続する第１の配管と、前記非常用復水
   器と前記原子炉圧力容器を接続する第２の配管と、前記
   非常用復水器と前記原子炉格納容器内に形成されプール
   水を収容するサプレッションチェンバとを接続する第３
   の配管と、前記炉心で発生する蒸気の一部を前記非常用
   復水器の下流側に導く第４の配管とから成ることを特徴
   とする原子力発電所の冷却設備。