JPH04269691A - 原子力発電プラント - 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】

【０００１】

【発明の背景】本発明は、原子力発電プラントで用いら
れる原子炉に関し、特に、原子炉容器に一体の加圧器を
有する加圧水型原子炉に関するものである。

【０００２】従来一般の加圧水型原子炉は結合式の外部
加圧器を有している。このような加圧器は部分的に水で
満たされる。また、加圧器容器の水位よりも上の部分は
、水中の電熱器によって発生された蒸気で充満されてい
る。加圧器内の水は、原子炉容器及び他の原子炉冷却材
系の構成要素を流通する冷却水、典型的には原子炉冷却
系のホットレグ配管に加圧器を連結するサージラインを
流通する冷却水に通じている。加圧器は冷却系内の圧力
を維持するよう機能し、冷却水の温度過渡現象による圧
力スウィングを減ずる。このような温度過渡現象による
冷却系内の水の体積膨張及び収縮は、加圧器内の蒸気の
圧縮又は膨張により吸収される。加圧器には、蒸気を発
生するために用いられる電熱器の他に、圧力が過度に高
く上昇した時に蒸気を凝縮するための水スプレーノズル
が設けられている場合がある。

【０００３】この外部加圧器の使用には幾つかの大きな
問題点がある。即ち、加圧器を囲むための大きなシール
ドされた構成要素が必要とされること、原子炉冷却材系
に外部加圧器を連結する付加的な配管がシステムを複雑
とすること、及び、相互連結用のサージラインが冷却材
喪失事故の原因となる可能性があること、である。

【０００４】従って、従来の外部加圧器に代えることが
でき且つ原子炉の運転や保守に害を与えることのない、
内部加圧器を有する加圧水型原子炉を創案することが望
まれている。

【０００５】

【発明の概要】本発明の目的は、冷却水温度の過渡現象
による圧力スウィングを低減することができる、原子炉
容器と一体の加圧器を有する加圧水型原子炉を提供する
ことにある。

【０００６】本発明の他の目的は、このような一体型の
加圧器を、燃料交換や検査のための分解の手間を増すこ
となく、原子炉容器に組み込むことにある。

【０００７】更に、本発明の他の目的は、制御棒駆動機
構の磁気式ラッチが加圧器の蒸気空間部の上方に配置さ
れた場合であっても、それらラッチが水で満たされるこ
とを保証することにある。

【０００８】これらの目的及びその他の目的は、ほぼ円
筒形の内側容器及び外側容器と、この外側容器の頂部に
配置されそれを密閉する脱着可能な容器蓋とを有する加
圧水型原子炉において達成される。外側容器は部分的に
水で満たされ、容器蓋は水位よりも上方で空間部を形成
する。内側容器及び外側容器は、間に上部及び下部の環
状空間部を形成する。容器蓋の下側で外側容器を貫通す
る電熱器が、上部環状空間部内に配置される。また、上
部環状空間部は容器蓋の下方に配置され、少なくとも部
分的に水で満たされる。電熱器により発生された蒸気は
、容器蓋空間部内に流入し、それにより、容器蓋空間部
は冷却水系のための加圧器として機能することができる
。

【０００９】制御棒駆動シャフトが容器蓋を貫通して炉
心内に下方に突出する。各制御棒駆動シャフトの一部分
は浸漬管により囲まれている。浸漬管の入口は、外側容
器内の水の水位よりも下方に延び、容器蓋の上方に配置
された制御棒駆動機構の磁気式ラッチを水で満たすこと
ができる。

【００１０】安全弁のためのパイプが、容器蓋の下方で
外側容器を貫通して設けられる。内側容器、制御棒支持
体及び制御棒案内管支持体の穴が共働して、容器蓋空間
部内の蒸気と連通するように安全弁のパイプを配置する
。

【００１１】

【好適な実施例の説明】図１は、加圧水型原子炉の原子
力発電プラントにおける原子炉冷却水システムの一部を
示している。蒸気発生器２からの冷却水は、ポンプ３の
作動により、コールドレグ配管４を通して原子炉１に流
入する。原子炉内を流通した後、加熱された冷却水は、
ホットレグ配管５を通って蒸気発生器２に戻る。蒸気発
生器２において、冷却水は、給水に熱を伝え、蒸気ター
ビン（図示しない）を駆動するための蒸気を発生するこ
とにより、冷却される。

【００１２】冷却水を蒸気に変換するのを防止し、それ
により、原子炉を冷却する能力を下げるために、冷却系
は一般的には約１５５バール（２２５０ｐｓｉｇ）まで
加圧され、そのため、「加圧水型原子炉」という語が生
まれた。本発明によれば、加圧は原子炉と一体の加圧器
を使用することにより達成される。図２に示すように、
加圧水型原子炉１の主構成要素は、ほぼ円筒形の外側容
器６、この外側容器６により囲まれたほぼ円筒形の内側
容器８、この内側容器８により囲まれた炉心１０、及び
、容器蓋７である。容器蓋７は、外側容器６の頂部６６
を密閉する蓋を形成する半球形部材である。また、容器
蓋７は、燃料交換や検査を行うために、外側容器６から
取り外すことができる。

【００１３】蒸気発生器２からコールドレグ配管４を介
して流れる冷却水は、入口ポート１２から外側容器６に
流入する。この後、冷却水は、ダウンカマーと呼ばれる
環状空間部１１を通って流れる。空間部１１は内側容器
８と外側容器６との間に形成されており、内側容器８と
外側容器６の壁面は空間部１１の境界を形成している。 また、空間部１１は炉心１０の回りに冷却水流路を形成
する。空間部１１からの冷却水は、炉心１０を通って上
方に流れ、出口ポート１３を通って外側容器６から排出
される。その後、冷却水はホットレグ配管５を通って蒸
気発生器２に戻る。本発明の目的上、コールドレグは、
蒸気発生器２と炉心１０との間の流路であって蒸気発生
器２から炉心１０に向かうものと定義され、一方、ホッ
トレグは、蒸気発生器２と炉心１０との間の流路であっ
て炉心１０から蒸気発生器２に向かうものと定義されて
いることに注意されたい。

【００１４】図２に示すように、本発明によれば、外側
容器６の部分３０のみが冷却水で満たされる。水位２８
よりも上の残りの部分２９は蒸気で満たされている。容
器蓋７は部分２９を部分的に囲み、蒸気を内包する空間
部２０を形成する。図２及び図３に示すように、冷却水
は最大水位３８にある。位置３３は最低水位である。最
大水位３８と最低水位３３との間の距離３４は、その温
度変化による冷却水の体積の変動を許容するのに十分で
なければならない。

【００１５】蒸気は、第２の環状空間部１９に配置され
た電熱器２２により原子炉１内で発生される。空間部１
９は、空間部１１と同様に、内側容器８と外側容器６と
の間に形成され、内側容器８と外側容器６の壁面は空間
部１９の境界を形成している。空間部１９が常に少なく
とも部分的に冷却水により満たされ、それにより電熱器
２２の電気的加熱要素２５が実質的に水中に浸漬される
のを確保するよう、最低水位３３は設定されている。本
発明の重要な特徴からすれば、空間部１９は容器蓋７の
下方に形成され、電熱器２２が容器蓋７の下方の円筒形
部分で外側容器６を貫通できるようにしている。従って
、検査や燃料交換のための容器蓋７の取外しは、電熱器
２２を分解する必要性により複雑化されることはない。

【００１６】図３に示すように、従来と同様に、一定数
の制御棒駆動シャフト３２がハウジング５２を介して原
子炉容器蓋７を貫通している。各ハウジング５２は溶接
６１により容器蓋７に固着されている。各制御棒駆動シ
ャフト３２の少なくとも一部分は外側容器６内に延び、
炉心１０に挿入される制御棒クラスタに取り付けられて
いる。図３に示すように、制御棒駆動シャフト３２は、
シンブル若しくは倒置型トップハットとも呼ばれる円筒
形部材６５の底部に形成されたプレート９により支持さ
れている。この制御棒支持プレート９よりも上方に位置
する各制御棒クラスタ及び制御棒駆動シャフト３２の部
分は、制御棒支持管１４により囲まれている。

【００１７】図３に示すように、一連の磁気式ラッチ３
１が容器蓋７の上方で各制御棒駆動シャフト３２に接続
されている。これらの磁気式ラッチ３１は制御棒を上昇
させるように係合し、スクラム時、即ち原子炉安全トリ
ップ時に制御棒を炉心内に重力で落下させるように係合
解除される。磁気式ラッチ３１はハウジング５２に組み
込まれている。磁気式ラッチ３１のリンクの磨耗を防止
するために、このラッチ３１は水で満たされていること
が必要である。外部で加圧される加圧水型原子炉は水で
完全に満たされているので、このような原子炉の磁気式
ラッチ３１も、容器蓋７の上部のハウジング５２内に入
る水で容易に満たされることになる。しかし、ここで述
べている加圧器一体型原子炉においては、ハウジング５
２が延びている容器蓋７内の空間部２０には蒸気が充満
されている。従って、外側容器６内の水を強制的に磁気
ラッチ３１に連通させるために、新規な手段が用いられ
なければならない。そこで、本発明によれば、図４に示
すように、浸漬管５３の出口６０が各ハウジング５２内
に挿入され溶接されている。また、各浸漬管５３はハウ
ジング５２から空間部２０内に延び、その入口５４が最
低水位３３よりも下側で水中に没するように十分な長さ
とされている。従って、空間部２０内の蒸気圧力によっ
て、水２６は入口５４から浸漬管５３内を押し上げられ
る。この浸漬管５３から水２６は蒸気圧力によりハウジ
ング５２内に押し上げられ、磁気式ラッチ３１が水で満
たされ、それによりそのリンクが潤滑状態で保たれる。

【００１８】組立中及び分解中における制御棒駆動シャ
フト３２の挿入及び引抜きを容易にするために、各浸漬
管５３の一部分は案内管２７により囲まれている。図４
に示すように、漏斗状部分５５，６４が各案内管２７の
端部に形成されている。上部漏斗状部分５５は、組立中
における浸漬管５３の案内管２７内への挿入を容易化す
る。下部漏斗状部分６４は、燃料交換中において制御棒
駆動シャフト３２上へ容器蓋組立体を下降させるのを容
易とする。図３に示すように、案内管２７は、タイバー
１５により連結された上部及び下部の案内管支持プレー
ト１７，１８により支持されて取り付けられ、これによ
り、これらの要素は１体の案内管組立体として形成され
る。案内管組立体はボルト６２により容器蓋７に取り付
けられ、これにより、案内管組立体及び容器蓋は燃料交
換中に単一のパッケージとして取り外すことができる。 この特徴は燃料交換作業を大いに簡略化する。

【００１９】図３に示すように、炉心１０から出た水、
即ち冷却系のホットレグ内の水が制御棒支持プレート９
により形成された円筒形空間部５６内に流入することが
できるように、穴３９が制御棒支持プレート９に形成さ
れている。制御棒支持体９，６５及び内側容器８の複数
の整列された穴４０，４４及び４１，４５は、空間部５
６からの水が空間部１９に入るための流路を形成する。 従って、空間部１９には、冷却系流路のホットレグから
の水が供給される。制御棒支持体９，６５及び内側容器
８の複数の整列された穴４２，４６は、上部案内管支持
プレート１７の穴４７と共働して、電熱器２２により空
間部１９内で発生された蒸気が空間部２０内に入るよう
にする流路を形成する。

【００２０】図２に示すように、空間部１９は空間部１
１の上方に隣接して配置されている。しかし、図３に明
示するように、空間部１９は、内側容器８及び外側容器
７のそれぞれから延びる周方向のリブ５７，５８により
空間部１１から分離されている。コールド状態、即ち、
原子炉が供用状態にない場合、小さな環状の間隙３７が
リブ５７，５８間に存在する。この間隙３７は、内側容
器８を検査のために取り外すために必要とされる。空間
部１１は冷却系のコールドレグの一部分を形成するので
、空間部１１から間隙３７を通って空間部１９に漏洩す
る水は、空間部１９内の水を冷却し、電熱器２２が蒸気
を発生する能力に悪影響を与える。従って、本発明によ
れば、リブ５７，５８のそれぞれに円筒面３５，３６が
形成されている。間隙３７は組立時には存在するが、運
転中においては、内側容器８と外側容器６との間の熱膨
張差により円筒面３５，３６との間での面接触を生じ、
それにより、空間部１１，１９間にいわゆる「キッサー
シール（ｋｉｓｓｅｒ　　ｓｅａｌ）」を形成するよう
に、これらの円筒面３５，３６の径は設定されている。 更に、始動時の漏れを最小にするために、ピストンリン
グ６３が円筒面３５に形成された溝内に嵌合されると良
い。

【００２１】原子炉の始動時において、外側容器６の水
位２８が最低水位３３となるように、冷却系には水が満
たされる。運転中、冷却水の温度の上昇により冷却水の
体積が増加し、水位２８も上昇する。電熱器２２は空間
部１９内の水の一部を蒸気に変換する。空間部１９から
の蒸気は、内側容器８、制御棒支持体９，６５及び上部
案内管支持プレート１７のそれぞれの穴４６，４２，４
７を通って、空間部２０内に流入する。蒸気の発生は、
冷却系の圧力がその運転圧力（一般的には約１５５バー
ル（２２５０ｐｓｉａ））まで上昇されるまで、継続さ
れる。その後、冷却系の圧力が非常に低い値に低下した
場合には、電熱器２２を用いて更に蒸気を発生すること
により、また、蒸気圧力が非常に高い値まで上昇した場
合には、図３に示すスプレーノズル２１を用いて空間部
２０内の水を噴射することで蒸気を凝縮することによっ
て、その圧力を維持する。

【００２２】例えば蒸気タービントリップによる等、蒸
気発生器の蒸気発生率の変動のために系統内の冷却水の
温度に変化があった場合、冷却水温度に大きな過渡現象
を生ずる可能性がある。この温度過渡現象は、水の体積
の膨張及び収縮のために、冷却系圧力にも過渡現象を生
ずる場合がある。本発明によれば、この圧力過渡減少は
、水の体積の変動を吸収するよう必要に応じて膨張又は
圧縮される空間部２０内の蒸気によって低減される。 空間部２０の容積は、予期される過渡現象を吸収するの
に十分な能力を保証するよう、選定されている。従って
、本発明による一体型加圧器を、何等問題なく、従来用
いられていた外部加圧器と置き換えることができる。

【００２３】万一であるが蒸気圧力が安全限界値を越え
ることを考慮して、安全弁２４が原子炉から蒸気を放出
するために設けられている。図３に示すように、安全弁
２４は、上部案内管支持プレート１７の穴４８、制御棒
支持フランジ５９の穴４３、内側容器フランジ５１の切
欠き５０、外側容器６の穴４９及びパイプ２３の組合せ
から形成された流路を介して空間部２０と連通する蒸気
流路中に配置されている。本発明によれば、パイプ２３
は容器蓋７の下側で外側容器６を貫通している。従って
、安全弁２４は原子炉の燃料交換又は検査のために取り
外す必要はない。

【００２４】以上、本発明の好適な実施例についてのみ
説明したが、特許請求の範囲により定められる発明の精
神及び範囲から逸脱することなく、本発明を色々と変形
や変更することができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】加圧水型原子炉の冷却水系の主要構成要素を示
す図である。

【図２】図１に示される原子炉の断面図である。

【図３】図２の原子炉における電熱器の近傍の拡大図で
ある。

【図４】図３のＩＶで囲まれた部分の拡大図であり、浸
漬管の近傍における制御棒駆動シャフトを示す図である
。

【符号の説明】

１　　　　加圧水型原子炉 ６　　　　外側容器 ７　　　　容器蓋 ８　　　　内側容器 １０　　　　炉心 １９　　　　空間部 ２０　　　　容器蓋の空間部 ２２　　　　電熱器 ３１　　　　磁気式ラッチ ３２　　　　制御棒駆動シャフト ５３　　　　浸漬管 ６６　　　　外側容器の頂部

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】　　（ａ）炉心と、（ｂ）頂部、及び、こ
   の頂部を密閉する蓋を有する外側容器であって、その第
   １の部分が水で満たされ第２の部分が蒸気で満たされる
   前記外側容器と、（ｃ）前記炉心を囲むと共に、前記外
   側容器により囲まれて該外側容器との間に第１の空間部
   を形成する内側容器であって、前記第１の空間部が前記
   蓋の下側に配置され、前記第１の空間部の少なくとも一
   部分が水で満たされ、且つ、前記第１の空間部が前記外
   側容器の前記第２の部分と連通して蒸気が流れるように
   なっている前記内側容器と、（ｄ）前記第１の空間部内
   の前記水の一部分を蒸気に変換するための手段と、を備
   えている原子力発電プラント。