JPH0450696A - 原子炉の緊急炉心冷却装置 - 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】 ［発明の目的コ （産業上の利用分野） 本発明は、原子力発電所の冷却材喪失事故等の異常事態
に対処する緊急炉心冷却装置に関する。

（従来の技術） 一般に、原子力発電所で使用されている緊急炉心冷却系
の一つに蓄圧注水系がある。これは、第３図に示すよう
に蓄圧タンク２内に加圧された窒素ガス３および冷却水
４を有し、冷却材喪失事故等の異常時に隔離弁５を開放
することにより高圧の冷却水４を原子炉圧力容器１内に
注入するように構成されている。したがって、蓄圧注水
系では冷却水を昇圧するための遠心ポンプ等の動的機器
を持たないので、冷却材喪失事故等の異常時における作
動の信頼性が高く、構成も簡単であるという特徴を有す
る。

また、緊急炉心冷却系の他のものとして重力落下式注水
系がある。これは第４図に示すように、圧力抑制プール
６を原子炉圧力容器１よりも上方に設置し、冷却材喪失
事故時には、原子炉圧力容器１から蒸気をタービンに導
く主蒸気管７に設置された複数個の減圧弁８を開放し、
原子炉圧力容器１内を急速に減圧した後、圧力抑制プー
ル６内の水を重力を駆動力として原子炉圧力容器１内に
注入するように構成したものである。したがって、重力
落下式注水系も蓄圧注水系と同様に遠心ポンプ等の動的
機器を持たず、構成が簡単であり、冷却材喪失事故等の
異常時における作動の信頼性が高く、メインテナンスも
容易である。また、通常、圧力抑制プールは冷却材喪失
事故時に緊急に炉心を冷却するために必要とする冷却水
量に比べ、充分大きな冷却水量を保有しているきいう特
徴を有する。

（発明が解決しようとする課題） しかしながら、蓄圧注水系及び重力落下式注水系は下記
のような問題点を有する。すなわち、蓄圧注水系は、蓄
圧タンク内に蓄えられた冷却水を注入するシステムであ
るため、蓄圧タンク内の冷却水を全て注入し尽くすと、
それ以後の炉心冷却が不可能となる。従って、蓄圧注水
系のみて異常時の緊急炉心冷却を行うためには、大型の
高圧タンクを備えなければならないこと、並びにそれに
応じて格納容器が大型化するので、建設費あるいは設備
費が高騰するという問題点がある。

一方、重力落下式注水系は駆動力として重力を利用して
いるため、冷却材喪失事故が起こった場合には、急速に
大気圧近傍の非常に低い圧力まで原子炉圧力容器内を減
圧する必要がある。このため、減圧弁の弁数が増加する
ことによるコストアップおよび多数の弁の開放について
高い信頼性が要求されることになる。特に、配管の小破
断等の減圧が遅れる場合にはこれに伴なって重力落下式
注水系の注入開始が遅れることになり、炉心冷却上問題
となる恐れがある。

本発明は上記した事情に鑑みてなされたもので、その目
的は、遠心ポンプ等の動的機器および大型タンクを用い
ずに冷却材喪失事故等の異常時の緊急炉心冷却に必要な
冷却水を充分に確保するとともに低圧から高圧までの広
い圧力範囲で、圧力容器に充分な冷却水を供給すること
ができる緊急炉心冷却装置を提供することにある。

［発明の構成］ （課題を解決するための手段） 本発明は上記目的を達成するために、内部に高圧窒素ガ
スおよび冷却水を有する複数の蓄圧タンクと、復水貯蔵
タンクと、原子炉圧力容器の上方に設置された圧力抑制
プールと、複数の噴流ポンプとから構成される原子炉の
緊急炉心冷却装置において、第１番目の蓄圧タンク内の
冷却水を噴射水として第１番目の噴流ポンプに導く配管
と、前記復水貯蔵タンクおよび圧力抑制プール内に貯え
られた冷却水を揚水として第１番目の噴流ポンプに導く
揚水管と、さらに揚水と噴射水との混合流である第１番
目の噴流ポンプ吐出水を揚水として第２番目の噴流ポン
プに導く配管と第２番目の蓄圧タンク内の冷却水を噴射
水として第２番目の噴流ポンプに導く配管と、以下同様
の繰返しにより、最終段の噴流ポンプの吐出水を原子炉
圧力容器に導く配管とを備えたことを特徴とするもので
ある。

（作　用） 本発明によれば、冷却材喪失事故時に、第１番目の蓄圧
タンクから放ａされる高圧の冷却水を第１番目の噴流ポ
ンプに放出し、これによって復水貯蔵タンクあるいは圧
力抑制プール内の冷却水を昇圧して、さらにこの昇圧さ
れた第１番目の噴流ポンプの吐出水を揚水として第２番
目の噴流ポンプに導き、第２番目の蓄圧タンク内から放
出される高圧の冷却水を噴射水として第２番目の噴流ポ
ンプに噴射する。これによって、第１番目の噴流ポンプ
の吐出水をさらに昇圧できる。これを複数回繰り返して
導く配管最終段の噴流ポンプの吐出水を原子炉圧力容器
に冷却水として注入する。従って、蓄圧タンクは異常時
に緊急炉心冷却系として必要となる冷却水量を全て内蔵
しておく必要がないため高圧タンクが大型化する恐れが
ない。また復水貯蔵タンクあるいは圧力抑制プール内に
は充分な冷却水が確保されており、また噴流ポンプ内で
昇圧されるため、原子炉圧力容器を大気圧近傍に急速に
減圧する必要はなく、重力落下式注水系のみの場合に比
べ、減圧弁の個数を削減することが可能となる。また、
原子炉圧力容器が大気圧近傍にまで減圧してしまえば、
重力落下式注水系としての作用が行われるため、比較的
高い圧力から低圧まで冷却水の注入が途絶えることなく
行われる。さらに、噴流ポンプは動的機器ではなく、ま
た遠心ポンプ等の動的機器を使用していないので、高い
作動信頼性を有することになる。

（実施例） 以下、本発明の実施例を図面に基づいて説明する。

第１図は本発明の一実施例の系統構成図であり、第２図
は第１図の噴流ポンプ近傍の断面図である。

第１図において、冷却材喪失事故等の異常時には弁１６
ｇ、　１６ｂが開となり、蓄圧タンク２ａ、２ｂから放
出された高圧の冷却水は配管ｔｅａ、　ｌｌｂを経て噴
流ポンプ１Ｑｉｌ、　ＩＯｂに導かれる。第１番目の噴
流ポンプＩｈ内では高圧冷却水が配管ｌｅａの先端のノ
ズル１７から高速で噴出されると、揚水管１２を通して
復水貯蔵タンク９あるいは圧力抑制ブール６内の冷却水
を吸込み、スロート部１８で混合し、揚水を昇圧した後
、吐出配管１３ａを通って第２番目の噴流ポンプｌＯｂ
に揚水として供給される。第２番目の噴流ポンプｌＯｂ
では第１番目の噴流ポンプ１０ａ内と同様の原理により
第２番目の蓄圧タンク２ｂの高圧冷却水により、吐出配
管１３ａを通って供給された第１番目の噴流ポンプの吐
出水かさらに昇圧され、吐出配管１３ｂを通って圧力容
器１に注入される。復水貯蔵タンク９と圧力抑制プール
６の冷却水の選択に関しては、まず制御弁１５を開放す
ることにより復水貯蔵タンク９内の冷却水を利用し、復
水貯蔵タンク９内の水量がある量以下になった時点で、
弁１４を開くとともに弁１５を閉じ、圧力抑制ブール６
に引き継ぐ。原子炉圧力容器１の圧力が大気圧近傍に低
下すると、蓄圧タンク２からの高圧水の供給がなくなっ
ても、重力を駆動力として圧力抑制プール水は配管１２
．配管Ｈａ１３１１を通って圧力容器１内に注入される
。

本実施例では２基の噴流ポンプ及び２基の蓄圧タンクか
ら構成される系統を示したが、さらに、これを３基以上
用いた構成とすることもできる。

［発明の効果］ 以上説明したように、本発明の緊急炉心冷却系によると
、蓄圧タンクを大型化することなく比較的高圧から低圧
にわたって充分な冷却水を原子炉圧力容器内に供給する
ことが可能となる。

また、比較的高圧から注入が起こるため大気圧近傍まで
急速に原子炉圧力容器を減圧する必要がなく重力落下式
注水系のみの場合に比べ、減圧弁の個数を削減すること
が可能となり、さらに遠心ポンプ等の動的機器を用いて
いないので、作動の信頼性が高い等の優れた効果を奏す
る。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例の系統構成図、第２図は第１
図の噴流ポンプ近傍の断面図、第３図は従来の蓄圧注水
系を採用した緊急炉心冷却系の系統図、第４図は従来の
重力落下式注水系を採用した緊急炉心冷却系の系統図で
ある。 １・・・原子炉圧力容器 ２ａ　２ｂ・・・蓄圧タンク ３・・・窒素ガス ４・・・冷却水 ５・・・隔離弁 ６・・・圧力抑制プール ７・・・主蒸気管 ８・・・減圧弁 ９・・・復水貯蔵タンク Ｏａ、ｌＯｂ・・・噴流ポンプ ｌａ　ｌｌｂ、　１３ａ、　１３ｂ　−・・配管２・・
・揚水管 ４〜１６・・・弁 ７・・・ノズル ８・・・スロート部 （８７３３）代理人　弁理士　猪　股　祥　晃（ほか　
１名） 第 図 第 図 第 図

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. （１）内部に高圧窒素ガスおよび冷却水を有する複数の
   蓄圧タンクと、復水貯蔵タンクと、原子炉圧力容器より
   上方に設置された圧力抑制プールと、複数の噴流ポンプ
   とから構成される原子炉の緊急炉心冷却装置において、
   第１番目の蓄圧タンク内の冷却水を噴射水として第１番
   目の噴流ポンプに導く配管と、前記復水貯蔵タンクおよ
   び圧力抑制プール内に貯えられた冷却水を揚水として第
   １番目の噴流ポンプに導く揚水管と、さらに揚水と噴射
   水との混合流である第１番目の噴流ポンプ吐出水を揚水
   として第２番目の噴流ポンプに導く配管と第２番目の蓄
   圧タンク内の冷却水を噴射水として第２番目の噴流ポン
   プに導く配管と、以下同様の繰返しにより、最終段の噴
   流ポンプの吐出水を原子炉圧力容器に導く配管とを備え
   たことを特徴とする原子炉の緊急炉心冷却装置。