JPH0511276B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は、軽水型原子炉の冷却材喪失事故（以
下LOCAと称す）時における原子炉の安全性を確
保するための原子炉非常用炉心冷却装置の改良に
関するものである。

〔発明の背景〕

第５図は現行のBWR（沸騰水型）−５の非常用
炉心冷却系（以下ECCSと称す）系統構成概略図
である。ECCSは、想定される配管破断による
LOCAに対して燃料及び燃料被覆の重大な損傷を
防止でき、かつ、燃料被覆の金属と水との反応を
十分小さな量に制限できる構造として設けられて
いる。ECCSは、高圧炉心スプレイ系（以下
HPCSと称す）１７、自動減圧系（以下ADSと
称す）１８、低圧炉心スプレイ系（以下LPCSと
称す）１９、低圧注水系（以下LPCIと称す）２
０，２１，２２の各系統からなつている。

第６図に第５図のECCS系統の，，の区
分別の駆動源を示す。ECCS系の電動機、ポンプ
等の機器は火災等の場合を考慮してスペース的に
区分して設けられている。尚、図中における弁記
号で〓は通常運転中閉、〓は通常運転中開を示す
ものである。２３はECCSの非常用所内電源であ
る。ECCSは、非常用所内電源２３のみの運転下
で例えば系統の最重要機器１個の単一故障を仮定
しても装置の安全機能が達成できるように、独立
性を有する設計とされている。区分のLPCSポ
ンプ２４、１台とLPCポンプ２５、１台とは、
専用の所内電源母線２６及びデイーゼル発電機２
７に接続されている。区分のLPCポンプ２
８，２９の２台は専用の所内電源母線３０及びデ
イーゼル発電機３１に接続されている。区分の
HPCSポンプ３２、１台は、専用の所内電源母線
３３及びデイーゼル発電機３４に接続されてお
り、また、自動減圧系（ADS）１８は蓄電池に
それぞれ接続されている。尚、第５図、第６図に
おいて、３６はサプレツシヨンプール（以下サプ
レツシヨンと称する）、３７はドライウエル、３
８はベント管、３９は熱交換器、４１は復水貯蔵
タンクである。

第７図にLPCS系統概要図を示す。LPCSは、
電動機駆動のLPCSポンプ２４１台、炉心上部の
スパージヤ３５、配管、弁類及び計測装置からな
つている。この系統は、原子炉水位が「低」また
は格納容器圧力「高」の信号で作動を開始し、サ
プレツシヨン３６のプール水を、炉心上部に取り
付けられたスパージヤ３５ヘツダーのノズルから
燃料集合体上にスプレイすることによつて炉心を
冷却し、原子炉水位「高」の信号により停止する
ようになつている。その際、破断口から流出した
水は、ドライウエル３７の底部に溜まりベント管
３８を通つてサプレツシヨン３６のプール水に戻
り、再びスプレイ水として循環する。

第８図に、LPCの系統概要を示す。LPC
は、電動機駆動LPCポンプ２５，２８，２９
の３台、配管、弁類及び計測装置から構成されて
いる。本系統は、３台の低圧注水LPCポンプ
２５の１台と２８，２９の２台とは、別々のルー
プになつており、原子炉水位「低」または格納容
器圧力「高」の信号で作動を開始し、サプレツシ
ヨン３６プール水を直接炉心シユラウド内に注入
し、冠水することにより炉心を冷却する。尚、ス
プレイは水の粒子が細かくなるため冠水の方がス
プレイより効果的に冷却できる。

その他の運転モードとして、第９図に示すよう
に、格納容器冷却モードがあり、完全な独立２系
統で構成されている。本系統により、LOCA後サ
プレツシヨン３６プール水は、ドライウエル３７
内及びサプレツシヨン３６チヤンバ内にスプレイ
される。ドライウエル３７内にスプレイされた水
は、ベント管３８を通つてサプレツシヨン３６チ
ヤンバ内に戻り、サプレツシヨン３６チヤンバ内
にスプレイされた水と共に残留熱除去系（RHR）
の熱交換器３９で冷却された後、再びスプレイさ
れるようになつている。

第１０図はHPCS系統概要図を示す。HPCS
は、電動駆動HPCSポンプ３２が１台、スパージ
ヤ４０、配管、弁類及び計測制御装置からなつて
いる。本系統は、原子炉水位「低」または、格納
容器圧力「高」の信号で作動を開始し、復水貯蔵
タンク４１の水またはサプレツシヨン３６プール
水を、炉心上部に取り付けられたスパージヤ４０
ヘツダーのノズルから、燃料集合体上に、スプレ
イすることによつて炉心を冷却する。また、原子
炉水位「高」信号でスプレイを自動的に停止す
る。水源は、第１水源として復水貯蔵タンク４１
の水を使用するが、復水貯蔵タンク４１の水位が
設定値より下がるか、サプレツシヨン３６プール
水の水位が設定値より上がると第２水源のサプレ
ツシヨン３６プール水に自動的に切り換わるよう
になつている。

ADS１８は、逃がし安全弁の一部からなり、
低圧注水系または低圧炉心スプレイ系と連携して
炉心を冷却する機能を有している。本系統は原子
炉水位が「低」及び格納容器圧力「高」の両信号
をうけてから120秒の時間遅れをもつて作動し、
原子炉圧力を速やかに低下させてLPCまたは
LPCSと連携して十分炉心を冷却することができ
る。

さらに、安全設備とは別に、原子炉隔離時冷却
系（RCIC図示せず）がある。これは、原子炉停
止後何らかの原因で復水、給水が停止した場合
に、原子炉水位を維持するため、原子炉蒸気の一
部を用いたタービン駆動ポンプにより、復水貯蔵
タンク４１またはサプレツシヨン３６プール水を
炉心に注入することを目的としている。

上記のように現行BWR−５のECCS系統構成
は、高圧系が１系統、低圧系が４系統であり、
LOCA時、若し高圧系が故障の場合（単一事故
時）の中小破断時では、ADSの作動による減圧
後は低圧系によつて冷却せざるを得なかつた。従
つて、高圧系を多く採用すればそのうちの単一故
障の場合でも残りの高圧系により高圧時から注水
でき早期から炉心を冷却できる。

〔発明の目的〕

本発明は上記の状況に鑑みなされたものであ
り、再循環配管の中小破断から大破断にわたる
LOCA時に対処できる高圧注水系統の充実を図る
ことによつて、炉心冷却能力を大幅に向上できる
原子炉非常用炉心冷却装置を提供することを目的
としたものである。

〔発明の概要〕

本発明の原子炉非常用炉心冷却装置は、軽水型
原子炉の冷却材喪失事故時に原子炉内を、高圧注
水系統並びに低圧注水系統により注水冷却するよ
うに構成された原子炉非常用炉心冷却装置におい
て、上記高圧注水系統のそれぞれ並びに上記低圧
注水系統のそれぞれが独立して注水可能に形成さ
れると共に、該高圧注水系統が３系統、該低圧注
水系統が２系統設けられており、上記各系統をそ
れぞれ駆動する動力源、該動力源に駆動されるポ
ンプ、該ポンプの制御部材その他すべての機器が
３個のスペースに区分し分離配置され、該各区分
にはそれぞれ１個の上記高圧注水系統を有すると
共に、２個の該区分には上記低圧注水系統がそれ
ぞれ付加されており、かつ上記３個の高圧注水系
統は電動機を駆動源とするもの及びタービンを駆
動源とするものから構成され、該タービンを駆動
源とする上記高圧注水系統は隔離時冷却系と兼用
になつていることを特徴とするものである。

最近の安全実験の結果からLOCA後初期の高圧
状態で、高圧系から注入されると原子炉が減圧さ
れこの減圧による急激な水位上昇による冷却及び
燃料棒からバンドル内蒸気への熱移動による蒸気
冷却等の顕著な炉心冷却効果があることが判つた
ので、高圧系を強化し合理的なECCS構成及び容
量としたものである。特に高圧系統を各区分毎に
設置することにより、LOCA時に、１系統の単一
故障を仮定した場合でも他の系統による中小破断
時の高圧状態下での注水が可能となり炉心冷却が
増進される。さらに、高圧系の１系統は原子炉蒸
気によるタービン駆動としRCICと共用としたた
め全電源喪失時にも原子炉停止機能を満たし
RCICを削減できる。

〔発明の実施例〕

以下本発明の非常用炉心冷却装置を実施例を用
い第１図、第２図により説明する。本実施例は、
第１図に示すように高圧注水系（以下HPFLと称
す）１，２、隔離時冷却系の性能を有した高圧注
水系（以下RCICと称す）３、低圧炉心スプレイ
系（以下LPCSと称す）４，５、自動減圧系（以
下ADS）６から構成されている。尚、HPFL１，
２は第１０図に示したHPCS１７と基本的には変
らないが、本系統はスパージヤ４０のヘツダーを
設けていないため、冷却材は直接シユラウド内側
へ注入され炉心を冠水することにより冷却を行な
うものである。

本実施例の上記構成は、単一故障を仮定しても
装置の安全機能が達成できるように独立性を有す
る構造であり、動力源、ポンプ、ポンプ制御部材
その他すべての機器がそれぞれ区分、区分、
区分からなる３区分構成とし各区分にそれぞれ
高圧注水系統が設置されている。この高圧系の駆
動源のうち、１系統はRCICと共用し全電源喪失
時の原子炉停止状態に対応できるように蒸気ター
ビン駆動によるようになつている。一方、HPFL
１，２は、LOCA時の外部電源喪失時に電源が所
内常用系から非常用デイーゼル発電機に変つても
稼働可能な電動機駆動となつている。また、２系
統の高圧注水系統を設置することにより、単一故
障を仮定しても必らず高圧注水冷却機能が保持で
きるようにし、さらにまた低圧系のポンプは
RHR（残留熱除去系）ポンプと共用としている。
これにより、LOCA時、ECCSのLPCSに要求さ
れる機能を発揮すると共に原子炉停止時の崩壊熱
の除去を行なう。

次に、高圧系の系統数の根拠について以下に説
明する。第３図は横軸に破断面積をとり縦軸に燃
料被覆管温度をとつた解析結果説明図である。実
線の曲線Ａは現行BWR−５の解析結果であり、
これに対し、長い破線の曲線Ｂの高圧系４系統、
低圧系が１系統であり、短い破線の曲線Ｃは高圧
３系統、低圧２系統である。また、一点鎖線の曲
線Ｄは高圧２系統、低圧３系統である。この解析
結果で、曲線Ｂは高圧系を４系統にすれば、中小
破断領域で炉心の露出する部分の破断面積は少な
くなるが、大破断時の燃料被覆管最高温度（以下
PCTと云う）は容量の多い低圧系が１系統とな
るため、曲線Ｃ，Ｄより高くなる。一方、曲線Ｄ
の高圧系を２系統にすれば容量の多い低圧系が３
系統となり、大破断時のPCTは低くなるが、中
小破断領域のPCTは、早期に作動する高圧系が
少なくなつた分高くなる。

従つて、大破断時及び中小破断時とも、PCT
を低下することのできるECCSの組合せとして曲
線Ｃの高圧３系統、低圧２系統が有効となり、本
実施例は曲線ＣのECCS系統構成である。即ち、
中小破断時は破断流量が少なく炉内が高温状態で
長く維持されるため、この高圧下で注水が可能な
高圧系の冷却効果が有効的となる。また、大破断
時も多数の高圧系による炉心への早期注入が開始
されると、安全実験の結果から確認されている
が、チヤンネルボツクスのぬれがさらに進み、水
滴がチヤンネルボツクスから燃料棒にはねて燃料
棒表面から熱が吸収されるため、炉心の冷却効果
がよくなつている。

第２図は本実施例のECCS系統構成概要図であ
る。図において、HPFL１，２は、原子炉水位
「低」または格納容器圧力「高」の信号で作動を
開始し、第６図のHPCS１７と同様の駆動源で駆
動されるHPFLポンプ７，８によつて復水貯蔵タ
ンク９の水またはサプレツシヨン１０プール水を
直接炉心シユラウド内に注入し、炉心を冠水する
ことにより炉心を冷却し、原子炉水位「高」の信
号で停止する。RCIC３は、高圧系と隔離時冷却
系の両性能を有しており、原子炉蒸気の一部を用
いたタービン１１駆動のRCICポンプ１２によつ
て、HPFL１，２の作動開始、停止の場合と同じ
信号で駆動され復水貯蔵タンク９の水またはサプ
レツシヨン１０プール水を直接炉心シユラウド内
に注入し、炉心に冠水することにより炉心を冷却
する。このときの駆動源は、全電源喪失時にも駆
動可能な蒸気タービンとしているが、これは原子
炉施設の安全性を確保し得るように駆動源に冗長
性を持たせているためである。LPCS４，５は、
原子炉水位「低」または格納容器圧力「高」の信
号で作動を開始し、HPFL１，２の作動開始、停
止の場合と同じ信号により駆動されるLPCSポン
プ１３，１４によつてサプレツシヨン１０プール
水を炉心上部に取り付けられたスパージヤ３５ヘ
ツダーのノズルから燃料集合体上にスプレイする
ことによつて炉心を冷却する。その後スプレイさ
れた水は再びサプレツシヨン１０チヤンバ内に戻
り、残留熱除熱系の熱交換器１５，１６によつて
冷却された後、再びスプレイされる。尚、高圧ポ
ンプは低圧時には高圧時に比し著しく多量の水を
注入できる。

第３図において、上記したように点線の曲線Ｃ
は本実施例の解析結果を示し、実線の曲線Ａは現
行BWR−５の解析結果である。曲線Ａの中小破
断領域でのPCTのピークは大破断時の同程度の
結果となつているが、一方、曲線Ｃは、ECCSが
原子炉の高圧状態下でも作動可能な高圧注水系の
採用により、早期に炉心に冷却材を注入できるた
め、水位低下が緩和され、炉心ヒートアツプが起
こらない。また、大破断時では、現行BWR−５
と同じ系統数でも同じ容量をもつた高圧系であれ
ば高圧状態から一定流量の冷却材を確保できる点
で本実施例の解析結果は現行BWR−５の結果よ
りPCTが低くなる。

第４図は横軸にECCS容量をとり、縦軸に燃料
被覆管温度をとつて示したECCS容量に対する被
覆管温度の解析結果であり、点数の曲線Ｅは本実
施例、実線の曲線Ｆは現行BWR−５である。同
図のECCS容量に対する被覆管温度の関係から、
ECCS容量の低減をはかることができる。即ち、
曲線Ｆの現行BWR−５のECCS容量を曲線Ｅの
ように低減してゆき、燃料被覆管温度の設計目標
値が確保できる限界容量を本実施例によつて求め
ると現行のBWR−５に対して１台分の設計目標
値の約1/3に低減できる。このため、大破断の場
合につきECCSの各系統の容量を見直せば、大幅
な容量の低減、または系統数の低減をはかること
ができる。また、LOCA時早期の高圧系の作動に
より減圧効果が促進されるため、その後作動する
ADSの容量の大幅低減をはかることができる。

このように本実施例の原子炉非常用炉心冷却装
置は、高圧注水系統が３系統でそれぞれ独立して
注水可能に形成されると共に、そのうちの２系統
には低圧注水系統が付加され、また、高圧注水系
統の一つはRCICと兼用できるような構造になつ
ている。従つて、プラントの信頼性ならびに安全
性を低下することなく炉心冷却能力を大幅に向上
でき、ECCS容量を大幅に低減することができ
る。このため、ポンプ、モータ及び配管等の
ECCSに係る製造原価を大幅に低減することがで
きる。また、ADSに関しては高圧系の早期作動
により減圧効果が促進されるため、現行のADS
容量をさらに低減でき、または、ADS機能を削
除することも可能である。そして、従来のRCIC
を削減できる。

〔発明の効果〕 以上記述した如く本発明の原子炉非常用炉心冷
却装置は、炉心冷却能力を大幅に向上すると共に
ECCS容量を低減できる効果を有するものであ
る。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の原子炉非常用炉心冷却装置の
実施例のECCS系統図、第２図は第１図の系統の
区分説明図、第３図は第１図の系統及びその他の
系統の配管破断面積と燃料被覆管温度との解析に
よる関係説明図、第４図は第１図の装置及び現行
のBWR−５のECCS容量と燃料被覆管温度との
解析による関係説明図、第５図は現行BWR−５
のECCS系統図、第６図は第５図の系統の区分説
明図、第７図は第５図のLPCSの系統図、第８
図、第９図はそれぞれ第５図のLPCIの系統図、
第１０図は第５図のHPCSの系統図である。 １，２……高圧注水系、３……隔離時冷却系、
４，５……低圧炉心スプレイ系、６……自動減圧
系。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 軽水型原子炉の冷却材喪失事故時に原子炉内
   を、高圧注水系統並びに低圧注水系統により注水
   冷却するように構成された原子炉非常用炉心冷却
   装置において、上記高圧注水系統のそれぞれ並び
   に上記低圧注水系統のそれぞれが独立して注水可
   能に形成されると共に、該高圧注水系統が３系
   統、該低圧注水系統が２系統設けられており、上
   記各系統をそれぞれ駆動する動力源、該動力源に
   駆動されるポンプ、該ポンプの制御部材その他す
   べての機器が３個のスペースに区分し分離配置さ
   れ、該各区分にはそれぞれ１個の上記高圧注水系
   統を有すると共に、２個の該区分には上記低圧注
   水系統がそれぞれ付加されており、かつ上記３個
   の高圧注水系統は電動機を駆動源とするもの及び
   タービンを駆動源とするものから構成され、該タ
   ービンを駆動源とする上記高圧注水系統は隔離時
   冷却系と兼用になつていることを特徴とする原子
   炉非常用炉心冷却装置。 ２ 上記高圧注水系統がシユラウド内側に注水す
   るように形成されている特許請求の範囲第１項記
   載の原子炉非常用炉心冷却装置。