JPH0432797A - 非常用原子炉冷却装置 - 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、沸騰水型原子炉の事故時に原子炉の冷却を行
う非常用原子炉冷却装置に関する。

（従来の技術） 第３図は従来の直接サイクル型の沸騰水型原子炉（ＢＷ
Ｒ）の概略構成図である。

同図に示すように、炉心３を収納した原子炉圧力容器１
は原子炉格納容器７の下部に形成された原子炉キャビテ
ィ４内に収納され、この原子炉格納容器７はさらに原子
炉建屋８内に設置されている。この原子炉建屋８に隣接
してタービン発電機６を設置したタービン建屋９が設け
られている。

前記炉心３は図示しない複数の燃料集合体及び制御棒等
から構成されており、冷却材２は炉心３を下方から上方
に流通し、その際、炉心３の核反応熱によりｙ７温する
。昇温した冷却材２は水と蒸気との二相流状態となる。

この二相流状態となった冷却材２は、炉心３の上方に設
置された気水分離器（図示せず）内に導入されて気水分
離される。

気水分離された蒸気は気水分離器の上方に設置された蒸
気乾燥器内に導入されて乾燥され、乾燥蒸気となる。こ
の乾燥蒸気は原子炉圧力容器１上部から原子炉格納容器
７および主蒸気配管室１１を貫通してタービン建屋９内
のタービン発電機６に至る主蒸気配管５を通って送られ
、発電に供される。

また、主蒸気配管５の原子炉格納容器７の貫通部の両側
には主蒸気隔離弁１０が設けられている。

ところで、原子カプラントでは原子炉圧力容器に接続さ
れた各種配管が破断して冷却材の一弁または大部分が短
時間に炉外に放出される事故（以下ＬＯＣＡという）を
想定して、これらの事故の拡大を防止するために各種の
安全設備が設置されている。

すなわち、ＬＯＣＡに伴ない原子炉圧力容器１から格納
容器７内に高温の冷却材が放出されるが、その場合の格
納容器７内の圧力上昇を抑制するために、圧力抑制プー
ル１２が原子炉圧力容器１の上部に設けられている。こ
の圧力抑制プール１２には吐出弁１３が取付けられてお
り、ＬＯＣＡが発生した場合、格納容器内圧力高等の信
号により圧力抑制プール１２の吐出弁１３が開作動し、
圧力抑制プル１２のプール水を格納容器７内に放出する
ことにより、格納容器７内の蒸気が凝縮され、ＬＯＣＡ
に伴なう格納容器７内の圧力上昇は収まる。

また、冷却材の放出に伴ない圧力容器内の水量の減少を
補なうために、主蒸気管５から分岐し一端を圧力抑制ブ
ール１２内に開放した減圧配管２７にＬＯＣＡ信号によ
り開作動する自動減圧弁１４を設ける。これにより、原
子炉圧力容器１内の圧力は数分で大気圧近くまで減少す
る。また、圧力容器１の側部には逆止弁１６を介して流
入配管１５が設置されており、通常時は圧力容器内の冷
却材２は外へ流出しないように構成されている。

このことから、ＬＯＣＡに伴ない原子炉圧力容器１から
流出した冷却材２は原子炉キャビティ４に溜るので、原
子炉圧力容器１内の水量が減少しても原子炉キャビティ
４内の溜水の水頭が原子炉圧力容器１内の水頭を上回っ
た時点から原子炉キャビティ４の水が流入配管１５を介
して原子炉圧力容器１内に流入される。この流入量は原
子炉圧力容器１内の水位が低下する程、増えることにな
るので、原子炉圧力容器１内の水位は過度に低下するこ
とはなく、シたがってＬＯＣＡが発生しても原子炉は安
全に冷却されるように構成されている。

（発明が解決しようとする課題） ところで、ＬＯＣＡにより原子炉圧力容器内から流出し
た冷却材を原子炉キャビティに溜め、原子炉キャビティ
内の溜水を再び原子炉圧力容器内に流入することにより
炉心を冷却するためには、ＬＯＣＡに伴なう原子炉圧力
容器内の圧力上昇を抑え、さらには原子炉圧力容器内圧
力を原子炉格納容器内圧力と均圧になるよう減圧させる
必要がある。そのため、原子炉圧力容器に接続された主
蒸気管にはＬＯＣＡ信号により開作動する自動減圧弁が
設けられている。

この自動減圧弁は、Ｎ２ガスで加圧することにより開作
動するため、Ｎ２ガスがなくなると自動減圧弁は閉じる
。したがって、原子炉圧力容器内圧力が再び］−昇し、
原子炉キャビティ内の溜水が原子炉圧力容器内に流入さ
れなくなり、したがって炉心の長期的な冷却ができない
可能性がある。

本発明は−１−１記事情に鑑みてなされたもので、その
目的は、ＬＯＣＡ時において長期的な炉心の冷却を行な
うことのできる非常用原子炉冷却装置を提供することに
ある。

［発明の構成］ （３題を解決するための手段） 上記目的を達成するために、本発明の非常用原子炉冷却
装置は、原子炉圧力器に接続された主蒸気管から分岐し
圧力抑制プールに一端を開放する減圧配管に設けられた
自動減圧弁の少なくとも一弁を破壊弁としたことを特徴
とするものである。

（作　用） このように構成された非常用原子炉冷却装置においては
、圧力容器に接続された各種配管が万一破断しても、圧
力容器内の圧力が自動減圧弁の作動により格納容器内圧
力と均圧になる。この自動減圧弁の少なくとも一弁は破
壊弁であるため、−度量作動した自動減圧弁は閉鎖する
ことはない。

そのため、圧力容器内圧力か再び上昇することはなく、
その結果、原子炉キャビティに溜った水の水頭が圧力容
器内の水頭を上回った時点から原子炉キャビティの冷却
水が圧力容器内に流入して原子炉炉心の長期的な冷却を
行うことができる。

（実施例） 本発明の一実施例を図面を参照して説明する。

第１図は本発明の一実施例の概略構成図である。

同図に示すように、格納容器１７下部に炉心３０を収容
した原子炉圧力容器１８を収納した小体積の原子炉キャ
ビティ１９を設け、圧力容器１８より上方に圧力抑制ブ
ール２０が設置されている。圧力抑制プル２０には、格
納容器１７内に水を放出するための吐出弁２１が取付け
られている。また圧力容器１８に接続された各々の主蒸
気管２２から分岐し圧力抑制プル２０に一端を開放する
減圧配管３１には複数の自動減圧弁２３が取付けられて
おり、炉内の蒸気を圧力抑制プール２０に放出するよう
に構成されている。

自動減圧弁２３のうち少なくとも一弁は破壊弁とされて
おり、炉内の蒸気を圧力抑制ブール２０に長期的に放出
するように構成されている。圧力容器１８の側部には逆
止弁２４を介して流入配管２６が設置されており、通常
時は圧力容器内の水は外へ流出しないように構成されて
いる。

第２図は本実施例に係る非常用原子炉冷却装置のＬＯＣ
Ａ時の機能説明図である。

今、ＬＯＣＡが発生すると想定すると、格納容器内圧力
高等の信号により圧力制御プール２０の吐出弁２１が開
作動し、圧力抑制プール２０のプール水を格納容器１７
内に放出する。これにより、格納容器１７内の蒸気が凝
縮され、ＬＯＣＡに伴なう格納容器１７内の圧力」−昇
は収まる。

圧力抑制プール２０より格納容器１７内に放出されたプ
ール水は格納容器１７下部の原子炉キャビティ１９に溜
る。原子炉キャビティ１９は小体積となっているので、
原子炉圧力容器１８を冠水し易くなっている。

一方、ＬＯＣＡ信号により、自動減圧弁２３が開作動し
、原子炉圧力容器１８内の圧力は主蒸気管２２から減圧
配管３１を介して圧力抑制ブール２０に伝達されるので
数分で大気圧近くまで減少する。自動減圧弁２３のうち
少くとも一弁は破琥弁であるので、Ｎ２ガスがなくなる
ことにより自動減圧弁２３が閉じた場合、原子炉圧力容
器１Ｂ内の圧力は破壊弁を介して減少する。そのため、
万−Ｎ２ガスがなくなっても原子炉圧力容器】８内の圧
力は再び上昇することなく、長期に渡って大気圧近くに
保たれる。

配管破断により、原子炉圧力容器１８内の水量は減少す
るが、原子炉キャビティ１９内の溜水の水頭が原子炉圧
力容器１８内の水頭を４−回るようになると、原子炉キ
ャビティ１９の水が原子炉圧力容器１８内に流入し、こ
の流入量は原子炉圧力容器１８内の水位が低下する程増
えることになるので原子炉圧力容器１８内の水位は適度
に低下することはなくなる。

以上の説明した機能により、原子力容器１８内の水位が
減少した分だけ原子炉キャビティ１９から水が自然に供
給されるので、長期間の原子炉の冷却が可能である。

なお、長期間に渡る崩壊熱の除去を行うためには、原子
炉キャビティ】９内の溜水の冷却を行う必要があるが、
第２図の実施例では格納容器外に冷却水プール２５を設
けて、格納容器壁を通して原子炉キャビティＩ９の溜水
の熱（図中破線の矢印で示す）が冷却水ブール２５へ移
行するようにしである。

さらに、本実施例においては流入配管２６を原子炉圧力
容器１Ｂの側部に設けた例を示したか、原子炉圧力容器
１８の下部等本発明の作用効果が得られる位置に設けて
もよい。

［発明の効果］ 以上説明したように、本発明によると、ＬＯＣＡ時の原
子炉の長期的な冷却をポンプ等の動的機器を使わすに行
えるので、機器作動の失敗による原子炉冷却の失敗とい
う事態が発生しにくくなっており、原子カプラントの安
全性向−にに寄与するとともに、非常用冷却ポンプ、非
常用電源が不要であり、コスト低減につながり、さらに
は、動的機器の削除により、機器の保守作業が大幅に軽
減されるので、プラントの稼動率向上にも寄与するとい
うすぐれた効果を奏する。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例の概略構成図、第２図は本実
施例に係るＬＯＣＡ時の機能説明図、第３図は従来の直
接サイクル型沸騰水が型原子炉の概略構成図である。 １７・・・格納容器、　　　　１８・・・原子炉圧力容
器、１９・・原子炉キャビティ、２０・・・圧力抑制プ
ール、２１・・吐出弁、　　　　　２２・・主蒸気管、
２３・・・自動減圧弁　　　　２４・・・逆止弁、２５
・・・冷却プール、　　　２６・・・流入配管、３０・
・・炉心◇ 代理人　弁理士　則　近　憲　佑

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 原子炉圧力容器に接続された主蒸気管から分岐し圧力抑
   制プールに一端を開放する減圧配管に設けられた自動減
   圧弁の少なくとも一弁を破壊弁としたことを特徴とする
   非常用原子炉冷却装置。