JPH0476494A - 原子炉非常用凝縮装置 - 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） 本発明は原子力発電所において原子炉隔離が発生し通常
の復水器が使用不能となった場合に、原子炉の崩壊熱を
除去するのに使用する原子炉非常用凝縮装置に係る。

（従来の技術） 原子炉非常用凝縮装置は、主蒸気隔離弁閉鎖事象のよう
に原子炉隔離が発生し、主復水器が使用不能となった場
合に原子炉の崩壊熱を格納容器外に除熱する機能を有す
るものである。

第４図は従来の原子炉非常用凝縮系の系統図である。こ
の図において、原子炉圧力容器１内には炉心２が収容さ
れ、原子炉圧力容器１内の気相領域は蒸気配管３によっ
て原子炉非常用凝縮装置４内の伝熱管束に連通されてい
る。前記伝熱管束は復水戻り管５によって原子炉圧力容
器１の液相領域に連通されている。なお、前記蒸気配管
３には原子炉圧力容器１を包含する原子炉格納容器６内
にある第１人口弁７．前記原子炉格納容器６外にある第
２人口弁８が設けられ、前記復水戻り管５には前記原子
炉格納容器外にある第１出目弁９、前記原子炉格納容器
６内にある第２出目弁１０が設けられている。

第５図は原子炉非常用凝縮装置４の詳細を示す断面図で
ある。この図において、冷却水タンクｌｌ内には２箇の
伝熱管束１２が設けられ、蒸気配管３は各伝熱管束１２
の蒸気室１２ａに、また復水戻り管５は水室１２ｂにそ
れぞれ連通されている。なお、第５図中１２ｃは伝熱管
束１２の伝熱管を支持する管板、１２ｄは蒸気室１２ａ
、水室１２ｂに対する蓋、１３は蒸気放出管を示してい
る。

上記構成の原子炉非常用凝縮装置の作動は次の通りであ
る。原子炉の平常運転中は第２出口弁１０は閉とされ、
他の答弁７，８．９は開とされている。

ここで、原子炉隔離事象が発生すると、原子炉はスクラ
ムされる。ところが、崩壊熱による蒸気の発生は継続さ
れ原子炉圧力は上昇する。原子炉圧力が成る限度に達す
ると圧力高信号が発せられ、この信号により閉とされて
いた第１出口弁９が開放される。原子炉圧力容器１内の
蒸気は蒸気配管３からタンク１１内の伝熱管束１２に導
かれ、ここで除熱され凝結、復水される。この復水は復
水戻り管５．第１出目弁９．第２出ロ弁１ｏを経由して
原子炉圧力容器１内に戻される。上記の一連の過程を継
続することにより、タンクｌｌ内の冷却水は伝熱管束１
２から伝達された熱により昇温され、終りには沸騰する
こととなり、これにより発生した蒸気は蒸気放出管１３
がら大気中に放出される。

而して、前記原子炉非常用凝縮装置４の設置位置は原子
炉の上方としてあり、何等外部動カに依存することなく
、蒸気配管３内の蒸気と復水戻り管５内の復水との密度
差により、重力に基づく自然循環によって蒸気および復
水の循環を生じさせ、崩壊熱の除去を行わせる。

（発明が解決しようとする課題） 上記のように、従来の原子炉非常用凝縮装置は重力によ
る自然循環によって崩壊熱の除去を行うようにしている
。このように原子炉非常用凝縮装置は、何等の動力をも
必要とせずに原子炉隔離等の非常事態において原子炉の
除熱、冷却をなし得るものであるから、原子炉の安全性
、健全性維持上非常に重要である。

このため、原子炉隔離時等の非常事態において長時間の
除熱が可能であり、同時に格納容器内の除熱も可能な原
子炉非常用凝縮装置の開発が要望されている。

本発明は上記の事情に基づきなされたもので、前記の要
望に応じることができる原子炉非常用凝縮装置を提供す
ることを目的としている。

［発明の構成］ （課題を解決するための手段） 本発明の原子炉非常用凝縮装置は、原子炉格納容器と一
体に設けられたプールと、このプール内に浸漬設置され
蒸気室およびその下方に隣接する水室を具えこれ等の両
室管を連通させる複数の伝熱管を有する伝熱管束と、前
記原子炉格納容器内に収容された原子炉圧力容器内の気
相領域と前記蒸気室を連通させ中間に第１人口弁、第２
人口弁を有し前記蒸気室直前において逆Ｕ字状の曲管部
を形成された蒸気配管と、前記原子炉圧力容器内の液相
領域と前記水室を連通させ中間に第１出口弁、第２出口
弁を有する復水戻り配管と、前記水室の前記復水戻り配
管の開口よりも高レベルの位置に接続され中間にペント
弁を具え、端末を圧力抑制プールの水中に開口させたベ
ント管とを有することを特徴とする。

（作用） 上記構成の本発明の原子炉非常用凝縮装置においては、
伝熱管束がプール内に直接浸漬設置されているから、原
子炉隔離事象発生時において長時間の除熱冷却が可能で
ある。また、ベント管から伝熱管束に貯溜された非凝縮
性ガスを圧力抑制プールに放出させることができるから
、前記非凝縮性ガスの貯溜による伝熱特性の低下を解消
し、原子炉圧力容器内の圧力上昇を解消することができ
る。

（実施例） 第４図と同一部分には同一符号を付した第１図は本発明
一実施例を組み込んだ原子カプラント概略系統図、第２
図は前記実施例の断面図、第３図はその変形例の断面図
である。第１図、第２図において、伝熱管束１２は原子
炉格納容器６の上端−側に形成されたコンクリート製の
プール１４内の水中に浸漬して設置され、蒸気配管３、
復水戻り管５共に前記原子炉格納容器６を貫通すること
なく前記伝熱管束１２の蒸気室１２ａ、水室１２ｂにそ
れぞれ連通されている。従って、従来原子炉格納容器６
外に設けられていた第２人口弁８、第１出目弁９もそれ
ぞれ原子炉格納容器６内に設けられている。なお、蒸気
管３には蒸気室１２ａとの接続点より高い位置に頂点を
有する逆Ｕ字状曲管部３ａが形成されている。

また、前記水室１２ｂの前記復水戻り管５より高レベル
の位置には、中間にベント弁１５を具えたベント管１６
が連通され、このベント管１６端末は原子炉格納容器６
の下部に設置された圧力抑制プール１７の水中に開口さ
れている。さらに、原子炉圧力容器１の気相部には減圧
弁１８を具え、原子炉格納容器６内に開口する減圧配管
１９が接続されている。

第２図において、蒸気室１２ａおよび水室１２ｂは両端
にフランジ２０ａ、２０ｂを具えた円筒状の伝熱管束端
末ユニット２０をその直径に沿った隔壁２０ｃによって
分割して構成され、管板１２ｃは前記フランジ２０ａに
取り付けられている。

また、Ｍ１２ｄは前記伝熱管束端末ユニット２０の他方
のフランジ２０ｂに取り付けられ、この蓋１２ｄには前
記蒸気配管３．復水戻り管５およびベント管１６が接続
されている。

原子炉の平常運転中は第２出口弁１０は閉とされ、他の
答弁７．８．９は開とされていることは、第３図に示し
た従来の原子炉非常用凝縮装置と同様である。従って、
原子炉平常運転中は原子炉非常用凝縮装置の伝熱管束１
２、復水戻り管５、ベント配管１６それぞれの内部は凝
縮水で充たされた状態となっている。なお、蒸気配管３
においてはその逆Ｕ字状曲管部３ａの伝熱管束１２側の
端部から伝熱管束１２との接続点までは凝縮水によって
充たされ、前記曲管部１２ａの端部と原子炉圧力容器１
との間は蒸気によって充たされている。

前記のように充たされた凝縮水によって伝熱管束１２内
と原子炉圧力容器１の気相部とは絶縁されることとなる
ので、原子炉の平常運転中は原子炉圧力容器１の気相部
の蒸気が伝熱管束１２内に流入することはなく、蒸気の
凝縮によりコンクリート製のプール１４内の水が無用に
加熱されることはない。

原子炉隔離事象が発生すると、原子炉はスクラムされる
。ところが、崩壊熱による蒸気の発生は継続され原子炉
圧力は上昇する。原子炉圧力が成る限度に達すると圧力
高信号が発せられ、この信号により閉とされていた第１
出口弁９が開放される。原子炉圧力容器１内の蒸気は蒸
気配管３からタンク１１内の伝熱管束１２に導かれ、こ
こで除熱され凝結、復水される。この復水は復水戻り管
５、第１出目弁９、第２出口弁１０を経由して原子炉圧
力容器１内に戻される。上記の一連の過程を継続するこ
とにより、タンク１１内の冷却水は伝熱管束１２から伝
達された熱により昇温され、終には沸騰して気液二相流
状態となるため、伝熱管束１２の近傍のプール水とプー
ル１４周辺のプール水とには密度差を生じ、上昇流が生
じる。この上昇流によりプール１４内のプール水は対流
状態となり、プール水表面からの外気中への蒸気の放出
が行われる。

次に原子炉格納容器６内で配管破断等の事故が生じた場
合について説明する。このような場合には減圧弁１８が
開放され、減圧配管１９から原子炉圧力容器１内の蒸気
が原子炉格納容器６内に放出され、原子炉圧力容器１内
は減圧される。

同時に図示しない重力落下式の非常用炉心冷却装置の作
動により炉心の冷却がなされる。上記のようにして原子
炉圧力容器１内の圧力が十分低下されたところで、第２
出口弁１０を開放することにより、・前記した原子炉隔
離事象発生時の冷却と同様に上記配管３を通じての原子
炉非常用凝縮装置４への蒸気の流入、炉心の冷却２がな
される。この場合、凝縮水の原子炉圧力容器１Δの還流
がなされることも前記原子炉隔離事象発生時と同様であ
る。

上記のようにして原子炉圧力容器ｌ内の蒸気の凝縮、復
水が進行するにつれ、原子炉圧力容器１内の圧力は低下
し、事故発生の初期に原子炉格納容器６内に放出された
蒸気が減圧弁１８．減圧管１９を通じて原子炉圧力容器
１内に逆流することとなる。この逆流した蒸気も前記と
同様にして凝縮されるが、逆流時に前記蒸気は原子炉格
納容器６内の非凝縮性ガスを同伴しているので、伝熱管
束１２の内部にはこれが貯溜されることとなる。

非凝縮性ガスの貯溜により伝熱管束１２の伝熱特性が低
下させられ、原子炉圧力容器１内の圧力は一時的に上昇
させられる。ここで、ベント管１６のベント弁１５を開
放し、水室１２ｂの上部に貯溜された前記ガスを前記ベ
ント管を介して圧力抑制プール１７中に放出すれば、前
記伝熱特性の低下は解消され原子炉圧力容ｓ！１内の圧
力上昇は阻止される。なお、ベント弁１５を開放したま
まとしておいても、復水戻り管５はベント管１６よりも
低い位置においてそれぞれ水室１２ｂに開口されている
から、凝縮水は優先的に原子炉圧力容器１に還流される
こととなる。

上記構成の実施例の保守点検は次のようにしてなされる
。すなわち、定期検査においては伝熱管束端末ユニット
２０のフランジ２０ｂに取り付けせれた蓋１２ｄを外し
、蒸気室１２ａ、水室１２ｂ内から伝熱管束１２を構成
する各伝熱管の内面の検査を行うことができる。

また、伝熱管束１２の外面の検査検査は次のようにして
なされる。先ず、コンクリートプール１４のプール水を
抜き、フランジ２０ａから管板１２Ｃを取り外してコン
クリートプール１４から取り出し１図示しないオペレー
ションフロアに載置して検査するようにすればよい。ま
たは、コンクリートプール１４のプール水はそのままに
して前記と同様にして伝熱管束１２をプール水から取り
出すようにしてもよい。

第３図は本発明の他の実施例要部の概略断面図である。

この実施例においては、蒸気室１２ａ、水室１２ｂを構
成する伝熱管束端末ユニット２０はその一端のみにフラ
ンジ２０ａを有し、伝熱管束１２の管板１２ｃは前記フ
ランジ２０ａにおいて前記伝熱管束端末ユニット２０と
結合されている。また、蒸気配管３は蒸気室１２ａの上
面に開口連通され、復水戻り管５は水室１２ｂ下面にま
たベント管１６はその端面上部にそれぞれ開口連通され
ている。この実施例においても前記第１図、第２図につ
き説明した実施例と同様の作用、効果が得られる。

但し、この実施例にあっては管板１２ｃにコンクリート
プール１４の側壁開口に伝熱管束１２を取り付けるため
のブラケット１２ｅが設けられている。従って、部品点
数を減じることができるとともに組立作業が簡単となり
、コストを低下させることができ委、また、伝熱管束１
２を構成する各伝熱管の内面の検査は伝熱管束端末ユニ
ット２０を取り外すだけで行うことができるから、検査
も容易になし得る。但し、伝熱管束１２の外面の検査を
行うにはコンクリートプール１４のプール、水を抜いて
から伝熱管束１２を引き抜かなければならない。

［発明の効果〕 上記構成の本発明の原子炉非常用凝縮装置においては、
伝熱管束がコンクリートプール内に直接浸漬設置されて
いるから、原子炉隔離事象発生時において長時間の除熱
冷却が可能である。また。

本発明の原子炉非常用凝縮装置では、原子炉格納容器内
の配管破断等の事故発生時において、原子炉格納容器内
に流出した蒸気の凝縮を行うことができ、しかも前記蒸
気の原子炉圧力容器内への逆流時にこれと同伴した非凝
縮性のガスを分離、放出させることができるから、伝熱
管束内への前記非凝縮ガス貯溜による伝熱特性の低下に
よる原子炉圧力容器の圧力の上昇を解消することができ
る。

よって、本発明の原子炉非常用凝縮装置は原子炉の健全
性維持上極めて有用のものと云うことができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明一実施例を組み込んだ原子カプラント概
略系統図、第２図は前記実施例の断面図、第３図は他の
実施例の断面図、第４図は従来の原子炉非常用凝縮系の
系統図、第５図は前記系統図における原子炉非常用凝縮
装置の詳細を示す断面図である。 ・伝熱管束端末ユニット ランジ　２０ｃ・・・・・隔壁

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 原子炉格納容器と一体に設けられたプールと、このプー
   ル内に浸漬設置され蒸気室およびその下方に隣接する水
   室を具えこれ等の両室管を連通させる複数の伝熱管を有
   する伝熱管束と、前記原子炉格納容器内に収容された原
   子炉圧力容器内の気相領域と前記蒸気室を連通させ中間
   に第１入口弁、第２入口弁を有し前記蒸気室直前におい
   て逆Ｕ字状の曲管部を形成された蒸気配管と、前記原子
   炉圧力容器内の液相領域と前記水室を連通させ中間に第
   １出口弁、第２出口弁を有する復水戻り配管と、前記水
   室の前記復水戻り配管の開口よりも高レベルの位置に接
   続され中間にベント弁を具え、端末を圧力抑制プールの
   水中に開口させたベント管とを有することを特徴とする
   原子炉非常用凝縮装置。