JPH04290993A - 沸騰水型原子炉用非常用復水器 - 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】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は沸騰水型原子炉の原子炉
隔離時に原子炉の熱を除去するのに用いられる非常用復
水器に関する。

【０００２】

【従来の技術】従来の非常用復水器としては、特開昭６
３−２７５９９２号公報やニュークリア・エンジニアリ
ング・インターナショナル１９８９年１１月号（Ｎｕｃ
ｌｅａｒ　　Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ　　Ｉｎｔｅｒｎ
ａｔｉｏｎａｌ，Ｎｏｖｅｍｂｅｒ１９８９）に記載の
沸騰水型原子炉に設置したものがあり、その概略を図４
及び図５に示す。図４及び図５において、何らかの原因
で主蒸気隔離弁が閉じられて原子炉圧力容器１がタービ
ン系から隔離されたとき、原子炉は制御棒の挿入により
停止するが、炉心部では長期にわたり崩壊熱を発生する
。かかる原子炉隔離時に非常用復水器系においては、復
水配管８に設置した隔離弁１０を開にすることにより、
原子炉圧力容器１から崩壊熱で発生した蒸気Ａを主蒸気
配管７から分岐した蒸気配管９を介して非常用復水器６
’に導く。非常用復水器６’は非常用復水器系プール水
Ｄ内に浸っている。この従来の非常用復水器６’におい
ては、図５に示すように崩壊熱で発生した蒸気Ａは、蒸
気配管９に連なる蒸気管９’内を流れ、非常用復水器６
’が設置される床２０、ベース平板２１、凝縮水室１６
’’、下管板１５’及び上管板１４’を貫通して蒸気室
１３’へ入り、ここで前記蒸気Ａは伝熱管１２’内へ分
流し、プール水Ｄとの熱交換により凝縮される。凝縮さ
れた凝縮水Ｂは、凝縮水室１６’’へ流れ、凝縮水Ｂの
水頭圧により復水配管８を経て原子炉圧力容器１へ戻さ
れる。また、蒸気Ａ内に混入していた非凝縮性ガスＣは
凝縮水室１６’’に溜り、孔１１’から非凝縮性ガスベ
ント管１１に入り、サプレッションプール水を容れたウ
ェットウェル４へ放出される。なお、図中、３はドライ
ウェルを示す。

【０００３】他の従来の非常用復水器としては、「熱交
換器設計ハンドブック」（工学図書株式会社出版）に記
載の構造のものがある。これは横置形ケトル式リボイラ
の構造であり、この構造の非常用復水器６’’を用いた
構成の概略を図６及び図７に示す。この非常用復水器６
’’は、前述のものと同様に、原子炉隔離時の崩壊熱を
除去するものであるが、その伝熱管１２’’は高温高圧
流体である蒸気Ａによる熱膨張Δｌに対して、自由にス
ライドできる構造になっているものである。

【０００４】

【発明が解決しようとする課題】上記従来技術の図５に
示す非常用復水器６’においては、蒸気室１３’の壁板
、蒸気室平蓋板２２および上管板１４’の自重は、伝熱
管１２’と蒸気管９’で支持する構造になっており、地
震時における耐震性構造を特に考慮する必要があった。 また、蒸気Ａが流れる蒸気管９’には、蒸気Ａが凝縮し
ないように断熱材１８’が巻れているため、高温高圧流
体である蒸気Ａによって蒸気管９’は熱膨張Δｌ１　す
る。一方、伝熱管１２’も上述と同様に熱膨張Δｌ２　
するが、蒸気管９’の熱膨張Δｌ１　と伝熱管１２’の
熱膨張Δｌ２　の関係式はΔｌ１　＞Δｌ２　であるの
で、蒸気管ボルト２３と伝熱管端部２４の強度について
配慮する必要があった。

【０００５】他方、図７に示す非常用復水器６’’にお
いては、上述の問題については解決されるが、蒸気Ａ内
に混入される非常用凝縮性ガスＣに対しては配慮されて
いなかった。更に、伝熱管１２’’が横に設置されるこ
とから、図８に示すように伝熱管１２’’内には、流入
する蒸気Ａが胴側冷却水Ｅとの熱交換によって凝縮した
凝縮水Ｂが混入し、二相流となって前記伝熱管１２’’
内を流れるため、熱効率が低下する問題もあった（なお
図８において、右から左への方向が伝熱管１２’’内の
状態変化の進行方向を表わす。）。

【０００６】本発明の目的は、高温の蒸気による伝熱管
の熱膨張変位を無理なく吸収し、更に、熱効率が良く、
コンパクトで、且つメンテナンス性が良く、しかも自重
の支持及び地震時における耐震性構造に優れた沸騰水型
原子炉用非常用復水器を提供するにある。

【０００７】

【課題を解決するための手段】上記目的の達成のため、
本発明の沸騰水型原子炉用非常用復水器は、特許請求の
範囲の各請求項に記載の構成を有する。

【０００８】

【作用】原子炉隔離時に、原子炉圧力容器中で崩壊熱に
より発生した蒸気は蒸気管を通って本発明の非常用復水
器の蒸気室に入り、次いでＬ字形伝熱管で外側の冷却水
で冷却されて凝縮し、その凝縮水は凝縮水室に入り、そ
の水頭圧で復水管を経て原子炉圧力容器に戻る。

【０００９】本発明の非常用復水器においては伝熱管を
Ｌ字形の形状にしたことにより、その熱膨張による伸び
は縦方向と横方向に分かれて生じＬ字形伝熱管の曲がり
部にて自由に熱膨張変位が許容される。それによって、
伝熱管と上管板及び下管板の取付け部では、圧縮又は引
張りの荷重が緩和されるので、伝熱管取付け部のシール
性を維持することができる。

【００１０】また、Ｌ字形伝熱管内を流れる流体につい
て、縦の伝熱管部分を蒸気層として蒸気が凝縮する範囲
、横の伝熱管部分を液層として凝縮水を冷却する範囲と
いう具合に分けることができるので、従来技術の横置伝
熱管形と比べて伝熱性能が良くなるため、非常用復水器
を小型にすることができる。

【００１１】また、非常用復水器の機器の自重による鉛
直荷重および地震時における地震力に対してサポートで
上管板を支えることにより、伝熱管及び蒸気管で機器自
体の自重及び地震時における地震力を受けていた従来技
術と異なり、伝熱管及び蒸気管が機器の自重や地震力で
損傷する恐れはなくなる。

【００１２】非凝縮性ガスは、凝縮水室内で凝縮水と分
離され、非凝縮性ガス排気管から排気される。

【００１３】更に、凝縮水室をコンクリート壁内に設け
ることにより、プール内での非常用復水器の機器設置ス
ペースを小さくすることが可能となり、又、コンクリー
ト壁を外側から凝縮水室まで貫通するマンホールを設け
ることにより、隣室からマンホール内に入り、凝縮水室
内の点検することが可能となる。

【００１４】

【実施例】以下、本発明の一実施例を図１〜図３により
説明する。図１において、原子炉圧力容器１は格納容器
２内に設置されており、格納容器２にはドライウェル３
およびウェットウェル４がある。ドライウェル３内には
非常用復水器系プール５があり、非常用復水器系プール
５のプール水Ｄ内には非常用復水器６（図２，３にその
詳細を示す）が設置されている。原子炉圧力容器１には
主蒸気配管７及び非常用復水器６からの復水配管８が接
続されている。主蒸気配管７からは前記非常用復水器６
へ至る蒸気管９が分岐している。復水配管８には通常運
転時閉鎖されている隔離弁１０が設置されている。

【００１５】本構成において、何らかの原因によって主
蒸気隔離弁が閉じられて原子炉圧力容器１がタービン系
から隔離された場合、原子炉は制御棒の挿入により停止
するが、炉心部では長期にわたり崩壊熱が発生する。非
常用復水器系は、かかる原子炉隔離時に、復水配管８に
設置した隔離弁１０を開にすることにより、崩壊熱で原
子炉圧力容器内に発生した蒸気Ａを主蒸気配管７から分
岐した蒸気管９を介して非常用復水器６に導き、この蒸
気Ａを非常用復水器系プール５のプール水Ｄによって冷
却凝縮し、その凝縮水Ｂをその水頭圧により復水配管８
を介して原子炉圧力容器１へ戻す。一方、蒸気Ａ内に混
入している非凝縮性ガスＣは、非凝縮性ガスベント管１
１によりウェットウェル４へ放出される。

【００１６】非常用復水器６には高温高圧流体である蒸
気Ａが流れるので、本発明においては熱膨張を考慮して
非常用復水器６の伝熱管１２をＬ字形とした。以下に図
２及び図３を用いて、本発明のＬ字管形非常用復水器６
の詳細構造及び機能を説明する。

【００１７】図２及び図３において、Ｌ字管形非常用復
水器６は、伝熱管１２，蒸気室１３，上管板１４，下管
板１５及び凝縮水室１６から構成されている。上管板１
４には、蒸気管９が接続されており、凝縮水室１６には
復水配管８及び非凝縮性ガスベント管１１が設置されて
いる。凝縮水室１６は、内部の高圧流体に耐えられる様
に半球形であり、コンクリート壁２’に穴を設けてその
コンクリート壁面に金属にてライニング１６’を施工し
て成るものである。更に、コンクリート壁２’には凝縮
水室１６に通ずる穴を設け、上述と同様に金属にてライ
ニングを施工することによりマンホール１７を形成して
ある。凝縮水室１６とマンホール１７は、マンホール蓋
１７’と前記下管板１５で密封される。

【００１８】上管板１４にはサポート固定用穴３０’を
設け、ボルト３０にて上管板１４とサポート（支柱）１
９を締結させて固定してあり、横方向サポート１９’が
上管板１４に取付けてある。上管板１４は軽量化を考え
て円形としてある。伝熱管１２は、蒸気管９の熱膨張と
伝熱管１２の熱膨張を考慮して、その各熱膨張を無理な
く吸収させるために鉛直部と水平部とよりなるＬ字形管
とし、上管板１４と下管板１５に端部が固定された管束
として構成されている。蒸気室１３は高温高圧の蒸気Ａ
を考慮して半球形の鏡板１３ａで画成されており、この
鏡板１３ａは上管板１４にボルト３４にて固定されてい
る。蒸気管９は、上管板１４へ押え板３５とボルト２３
，３３で固定され、分解可能な構造となっている。蒸気
管９には、その中で蒸気Ａが凝縮しない様に断熱材１８
が巻かれている。

【００１９】動作を述べると、原子炉隔離時、原子炉圧
力容器１から蒸気管９に導かれた蒸気Ａは、蒸気室１３
を経てＬ字形伝熱管１２を通り、プール水Ｄとの熱交換
で冷却凝縮し、その凝縮水Ｂは凝縮水室１６に一旦溜ま
り、その水頭圧により復水配管８を経て原子炉圧力容器
に戻る。蒸気Ａ中に含まれていた非凝縮性ガスＣは凝縮
水室１６中で凝縮水と分離され、ベント管１１を通って
ウェットウェルへ放出される。

【００２０】本実施例の構成によれば、伝熱管１２がＬ
字形管であるのでその熱膨張は無理な応力を生ずること
なく吸収でき、また、それ故に、蒸気管９と伝熱管１２
の熱膨張の差異が蒸気管取付ボルト２３や伝熱管端部２
４への応力集中を招かない。

【００２１】また、Ｌ字形伝熱管１２のうち、鉛直管部
の中は蒸気層として蒸気が凝縮する範囲となし、そこで
凝縮した水は水平管部に流下し、水平管部の中は液層と
して凝縮水が更に冷却され範囲となすことができるので
、従来技術の横置形伝熱管に比べて伝熱性能が良くなり
、従って非常用復水器を小型にできる。

【００２２】また、凝縮水室１６を非常用復水器系プー
ルのコンクリート側壁内に設けたため、該プール中で非
常用復水器の占めるスペースを小さくできるだけでなく
、凝縮水室１６に該コンクリート側壁の外側から通じる
マンホールが設けられるので、保守・点検に便利である
。凝縮水室１６のマンホール１７と蒸気室１３が蓋１７
’と鏡板１３’の取外しにより開放可能であることから
、伝熱管１２の保守・点検は非常用復水器系プール５の
プール水Ｄの水位を上管板１４の下部まで下げるだけで
容易に行うことができる。

【００２３】さらに、従来技術が伝熱管と蒸気管で機器
の自重や地震荷重を支えていたのと異なり、本実施例で
は、Ｌ字形伝熱管１２を採用し、上管板１４へ固定した
サポート１９，１９’が本非常用復水器６の構成機器の
自重及び地震荷重の大部分を支えるので耐震性が向上す
る。

【００２４】上管板１４とサポート１９，１９’につい
ては、耐震性と非常用復水器６の搬出入の便を考え、上
管板１４は角形としサポート１９，１９’の位置および
本数を変えることも可能である。これにより、コンパク
ト性およびメンテナンス性が良くなり、耐震性も良くな
る。

【００２５】

【発明の効果】以上の説明から明らかなように本発明は
、下記の効果がある。

【００２６】（１）伝熱管をＬ字形管にしたことにより
、無理な応力の発生なしに伝熱管の熱膨張を許し、また
、それ故に伝熱管と蒸気管の熱膨張の差異がＬ字形伝熱
管で吸収され、無理な応力集中が生じない。

【００２７】（２）伝熱管をＬ字形管にすることにより
、伝熱管内を流れる流体において、Ｌ字形伝熱管の鉛直
管部分を蒸気層として蒸気が凝縮する範囲、水平管部分
を液層として凝縮水を冷却する範囲と分けることができ
、従来技術の横置伝熱管形と比べて伝熱性能が良くなる
ので、非常用復水器の小型化ができる。

【００２８】（３）蒸気中に含まれる非凝縮性ガスの分
離および排気が可能である。

【００２９】（４）Ｌ字形伝熱管および蒸気管を接続し
た上管板を水平，鉛直両方向に支持するサポートを設け
たことにより、非常用復水器の構成機器の自重や地震荷
重を伝熱管や蒸気管で受ける必要がなく、耐震性も向上
する。

【００３０】（５）凝縮水室を非常用復水器系プールの
コンクリート壁内に設置したことにより、該プール内で
非常用復水器の占めるスペースを小さくすることができ
るとともに、該コンクリート壁の外側から凝縮水室に通
ずるマンホールを設けることができ、このマンホールを
用いることにより、プール水を張ったままで伝熱管の点
検が可能となりメンテナンス性が向上する。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の一実施例による沸騰水型原子炉の非常
用復水器系の概略斜視図（全体配置図）。

【図２】本発明のＬ字管形非常用復水器の実施例の立断
面図。

【図３】同非常用復水器の平面図。

【図４】従来技術による沸騰水型原子炉の非常用復水器
系の概略斜視図。

【図５】同従来技術による直管形非常用復水器の立断面
図。

【図６】横置形ケトル式リボイラの構造を非常用復水器
として用いた従来技術による非常用復水器系の概略斜視
図。

【図７】同上の横置形ケトル式リボイラの構造を用いた
非常用復水器の立断面図。

【図８】図７での水平な伝熱管内を流れる蒸気の凝縮変
化状態を示す図。

【符号の説明】

１…原子炉圧力容器　　　　　　　　　　　　　　　　
２…格納容器３…ドライウェル　　　　　　　　　　　
　　　　　　　４…ウェットウェル ５…非常用復水器系プール　　　　　　　　　　６…非
常用復水器（Ｌ字管形） ６’…従来の非常用復水器（縦置直管形）６’’…従来
の横置形ケトル式リボイラ型非常用復水器７…主蒸気配
管　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　８…復水
配管９，９’…蒸気管　　　　　　　　　　　　　　　
　　　１０…隔離弁１１…非凝縮性ガスベント管　　　
　　　　　１２…伝熱管（Ｌ字管形） １２’…伝熱管（直管形）　　　　　　　　　　１２’
’…伝熱管（Ｕ字管形） １３，１３’…蒸気室　　　　　　　　　　　　　　１
３ａ…鏡板１４，１４’…上管板　　　　　　　　　　
　　　　１５，１５’…下管板 １６，１６’’…凝縮水室　　　　　　　　　　　　１
６’…金属ライニング １７…マンホール　　　　　　　　　　　　　　　　　
　１７’…マンホール蓋 １８…断熱材　　　　　　　　　　　　　　　　　　　
　　　１９，１９’…サポート

Claims (4)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】　　上管板と、上管板の上部に接して形成
   された蒸気室と、上管板の斜下方に設けられた下管板と
   、下管板に接して形成された凝縮水室と、上管板に接続
   され原子炉圧力容器内からの蒸気を蒸気室に導く蒸気管
   と、上端および下端がそれぞれ蒸気室および凝縮水室に
   開口する様に上管板および下管板に接続され外側に冷却
   水が接するＬ字形伝熱管と、凝縮室に接続され凝縮室内
   の凝縮水をその水頭圧により原子炉圧力容器内へ戻す復
   水管と、上管板を鉛直荷重および水平荷重に対して支え
   るサポートと、から成ることを特徴とする沸騰水型原子
   炉用非常用復水器。
2. 【請求項２】　　前記凝縮水室に非凝縮性ガス排出用管
   が接続されている請求項１記載の沸騰水型原子炉用非常
   用復水器。
3. 【請求項３】　　前記Ｌ字形伝熱管の外側に接する冷却
   水はプール室内のプール水であり、前記凝縮水室は該プ
   ール室のコンクリート壁内に設けられている請求項１記
   載の沸騰水型原子炉用非常用復水器。
4. 【請求項４】　　凝縮室は前記プール室の外部に通ずる
   マンホールを備えた請求項３記載の沸騰水型原子炉用非
   常用復水器。