JPH0511594B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〓産業上の利用分野〓 本発明は、例えば、加圧水型原子炉を有する原
子発電プラントの非常用炉心冷却設備に適用すす
ることができる着圧型注水装置に関するものであ
る。

〓従来の技術〓 第８図は、蒸気発生器及び一次冷却材ポンプを
それぞれ２基づつ有する２ループ原子力発電プラ
ントの一次冷却系を示す系統図である。加圧水型
原子炉の一次冷却系統設備は、原子炉容器１、蒸
気発生器２、一次冷却材ポンプ３、これ等を接続
する一次冷却材配管からなる一次冷却系閉ループ
６、及び加圧器４で構成されている。

原子炉容器１の中の炉心１０で加熱された一次
冷却材は、原子炉容器１から高温側配管５を経て
蒸気発生器２内のＵ字形伝熱管８へ搬送され、そ
こで該伝熱管８の周囲を流れる二次冷却材に熱交
換する。そして、蒸気発生器２で冷却された一次
冷却材は一次冷却材ポンプ３により水頭が付与さ
れ、低温側配管７を経て再び原子炉容器１内に戻
される。尚、蒸気発生器２では、放射性物質を含
まない二次冷却系の水冷却材が蒸気に変換され、
図示しないタービン系へ供給される。

ところで、一次冷却系圧力の大巾な低下をもた
らし、非常用炉心冷却設備が作動するような事
故、例えば、一次冷却系の配管等の破断事故に伴
う一次冷却材喪失事故時には、配管破断箇所９か
らの一次冷却材の系外への流出により炉心１０は
一旦露出し、その後は非常用炉心冷却系の作動に
より、即ち、蓄圧器１２は、低圧注入ポンプ１８
及び高圧注入ポンプ１９による一次冷却系内への
注水により、やがて炉心１０は再び冠水される。

この場合、原子炉は事故発生直後に停止される
が、原子炉停止後も引き続き炉心崩壊熱を除去す
る必要がある。仮に炉心が十分に冷却されず長期
に渡り炉心の露出状態が続く場合には、崩壊熱に
より炉心熔融のような最悪の事態に至ることも想
定される。従つて、一次冷却材喪失事故時には一
次冷却系内に注入された非常用炉心冷却水を効率
良く、且つ早期に炉心に供給し蓄積させることが
重要である。

このため、従来の加圧水型原子力プラントの非
常用炉心冷却設備は、事故発生直後に緊急且つ大
量の非常用冷却水を一次冷却系ループの低温側配
管７に注入し原子炉容器１に蓄積せしめる蓄圧系
注入設備、即ち蓄圧型注水タンクク又は蓄圧器１
２と、その後長期に渡る炉心崩壊熱による冷却材
の蒸発放散分を補給するための低圧注入ポンプ１
８と、高圧注入ポンプ１９とから構成されてい
る。

ここで、蓄圧系注水設備の注水タンク１２は、
第８図に示すように内部に非常用冷却水として注
入水１３を保有し、液面上部には加圧された窒素
ガス１１が封入されている。また、液相部は逆止
弁１５を介して配管１００により低温側配管７に
連通しており、一次冷却材喪失事故には一次冷却
系の圧力が注水タンク１２の保持圧力（加圧封入
ガスの圧力）以下に低下すると、逆止弁１５が自
動的に作動し注入水１３を一次冷却系に多量に注
入するものである。

また、注水タンク１２がその注入水１３を放出
した後みも、長期に渡り、炉心１０に非常用冷却
水を供給する必要があるために、大容量の水源タ
ンク（図示しない）に保有された水を一次冷却系
に注入する、低圧注入ポンプ１８及び高圧注入ポ
ンプ１９が設置されている。

二種類のポンプ１８，１９が設置されている理
由は、ポンプヘツドは低いが、比較的に大流量の
低圧注入ポンプ１８と、少流量ではあるが、比較
的高い一次系圧力の時にも注入可能な高ヘツドの
高圧注入ポンプ１９とを組み合わせることで、
種々の一次冷却系圧力変化にも適切な安全注入が
実施できることによる。

この従来の非常用炉心冷却設備から、典型的な
一次冷却材喪失事故時に、どのように一次冷却系
圧力が変化し非常用炉心冷却水が注入されるかに
ついて第８図及び第９図を参照して説明する。

通常運転中、一次冷却系は高圧に保たれている
が（第９図Ａ）、一次冷却系の低温側配管７の破
断（一次冷却材喪失事故の発生）と共に、一次冷
却水が破断箇所９から噴出し、一次冷却系の圧力
は急速に曲線２０で示すように低下する。この間
に、原子炉容器１内の水冷却材は空になるが、一
次冷却系圧力が注水タンク１２の保持圧力（第９
図のＢ）以下に低下した段階で、注タンク１２か
らの注入水１３が逆止弁１５及び配管１００を通
り低温側配管７に自動的に注入される。注水タン
ク１２からの注入流量は第９図に曲線２１で示す
ように変化し、注入水１３を放出し終わつて、注
入は終了する。一方で一次冷却系の圧力低下を検
知し、低圧注入ポンプ１８及び高圧注入ポンプ１
９の作動を開始し、注水を長期間継続して行う
（第９図の曲線２２，２３）。

注水により一度空になつた原子炉容器１の下部
プレナム部１７がまず満水になり（この段階をリ
フイル段階と呼ぶ）、その後ダウンカマー部１６
が満水となつてこのダウンカマー部１６の水頭に
より、炉心１０は次第に冠水されていく（この段
階を炉心再冠水段階と呼ぶ）。炉心１０が冠水さ
れる速度が緩やかである原因は、冠水により、高
温の原子炉炉心１０で蒸気が発生し、その蒸気が
一次冷却系外に放出されるのに圧力損失をじるか
らである。従つて、リフイル段階及び炉心再冠水
段階の初期においては多量の注水を行い、できる
だけ早期に下部プレナム部１７、ダウンカマー部
１６を満水にする必要があるが、炉心再冠水段階
の初期以降では、炉心冠水速度が緩やかなため
に、それほど多量の注水は必要としない。

〓発明が解決しようとする問題点〓 このように従来のものには、所望の注水を行う
ために蓄圧型注水タンク、低圧注入ポンプ及び高
圧注入ポンプという３種の装置が必要で、系統の
複雑化並びにそれに伴う信頼性の低下及びコスト
上昇という問題点があつた。本発明はかかる問題
点を速やかに解決する蓄圧型注水装置の提供を目
的とするものである。

〓問題点を決するための手段〓 上述の目的を達成するため、本発明は、注入水
を加圧して保有するる蓄圧型注水タンクと、一方
で、逆止弁を有して該注水タンクの底部に接続さ
れ、他方で、原子炉冷却系に接続された注入水放
出配管と、該注入水放出配管に接続されたポンプ
装置を有する別の配管とを備え、前記原子炉冷却
系の圧力低下時に、該原子冷却系に前記蓄圧型注
水タンク及び前記ポンプ装置から水を供給可能と
した蓄圧型注水装置において、前記注入水放出配
管に、予め所定内圧に加圧された付属タンクを該
注入水放出配管の流路面積減少手段を介して接続
すると共に、該流路面積減少手段を前記注水タン
クの内圧が該付属タンクの前記所定内より多低下
した時に作動して前記流路面積を減少させる構成
としたことを特徴とするものである。

〓作用〓 プラントの通常運転中、各部の内圧関係は注入
水放出先（一次冷却系）＞注水タンク＞付属タン
クであり、逆止弁及びチエツク弁は共に閉弁して
いる。例えば一次冷却系の冷却材喪失事故によ
り、一次冷却系の内圧が逆止弁の作動圧力以下に
低下すると、逆止弁が自動的に開弁して、注水タ
ンク内の注入水は注入水放出配管を介して一次冷
却系に注入される。この注入に伴つて注水タンク
の内圧が低低下し、付属タンクの内圧以下に達す
ると、流路面積減少手段が作動して注入水放出配
管の流路面積を減少させる。そのため、注入水放
出配管を流れる注入水の流量が注入途中で低減
し、蓄圧型注水装置は低速放出段階に移行するこ
とになる。この低速放出段階が従来の低速注入ポ
ンプを代用することになる。

好適な実施例においては、前記流路面積減少手
段はチエツク弁であり、注水タンクの内圧が付属
タンクの内圧よりも低下すると、その圧力差によ
り弁デイスクが注入水放出配管の流路内側に回動
して、流路面積を低下させる。

〓実施例〓 次に、本発明の好適な実施例について添付図面
を参照して詳細に説明するが、図中、同一符号は
同一又は対応部分を示すものとする。

第１図は、蒸気発生器及び一次冷却材ポンプを
それぞれ２基づつ有する２ループプラントの一次
冷却系に実施された本発明を示しており、加圧水
型原子炉の一次冷却系設備は、従来同様に原子炉
容器１、蒸気発生器２、一次冷却材ポンプ３、こ
れ等を接続する一次冷却材配管からなる一次冷却
系閉ループ６、及び加圧器４で構成されている。

原子炉容器１内の炉心１０で加熱された一次冷
却材は、原子炉容器１から高温側配管５を経て蒸
気発生器２内のＵ字形伝熱管８へ搬送され、そこ
で該伝熱管８の周囲を流れる二次冷却材に熱交換
する。そして、蒸気発生器２で冷却された一次冷
却材は一次冷却材ポンプ３により水頭が付与さ
れ、低温側配管７を経て再び原子炉容器１内に供
給される。蒸気発生器２では、放射性物質を含ま
ない二次冷却系の水冷却材が蒸気に変換され、図
示しないタービン系へ供給される。

この一次冷却系設備に接続される非常用炉心冷
却設備は、事故発生直後に緊急且つ大量の非常用
冷却水を一次冷却系ループの低温側配管７に注入
し原子炉容器１に蓄積せしめる注水タンク１２
と、高圧注入ポンプ（ポンプ装置）１９とから構
成されている。注水タンク１２は内部に非常用冷
却水として注入水１３を保有し、液面上部には加
圧されれた窒素ガス１１が封入されている。ま
た、液相部は逆止弁１５を介して注入水放出配管
１００により低温側配管７に連通しており、該配
管１００に前述した高圧注入ポンプ１９を有する
配管１０１が接続されている。

本発明によれば、従来の低圧注入ポンプ及びそ
の付属弁装置（第８図参照）を不要とすべく、配
管１００には、非常用冷却水の流れに関して逆止
弁１５の上流側に低速注入配管１０２が接続され
ており、該配管１０２に、前記配管１００の流路
面積を減少させうる流路面積減少手段２５を介し
て、比較的に小容量の付属蓄圧タンク２４が接続
されている。この付属タンク２４には適宜の気体
又は水のような液体でよい加圧流体が収容さてお
り、該加圧流体の圧力は、注水タンク１２の初期
圧力よりは低く、大流量から中程度の流量に切り
換える時の圧力に相当する。流路面積減少手段２
５は、例えば、注水タンク１２の内圧が所定圧力
に低下すると開弁する逆止弁１５と同様の既存の
構造のチエツク弁でよい。

このような付属タンク２４及びチエツク弁２５
を含む配管系を有する非常用炉心冷却設備につい
て、第１図〜第７図を参照しながら、例えば一次
冷却材配管が破断し、一次冷却材の喪失事故が発
生した場合の挙動を説明する。第２図〜第５図は
上述した非常用炉心冷却設備の諸段階の作動状況
を説明する概要図であり、第２図は一次冷却系の
圧力が蓄圧型注水タンク１２の作動圧力より高い
通常時の状態を示している。

一次冷却系の低温側配管７に破断箇所９が発生
し、冷却材の喪失により一次冷却系圧力が低下し
て行くと、従来同様に逆止弁１５が作動して、第
３図に示すように自動的に注入が開始される。こ
のような注入開始初期の段階においては、注水タ
ンク１２内の圧力は未だ付属タンク２４内の加圧
流体の設定圧力よりも高いので、チエツク弁２５
は閉弁しており、大流量の高速注入が行なわれ
る。この高速注入がしばらく継続すると、注水タ
ンク１２内のガス部分の容積が増大するため、注
水タンク内圧は低下して行き、やがては付属タン
ク２４の圧力よりも低くなり、この段階で、第４
図に示すようにチエツク弁２５が圧力差により開
弁する。一旦、チエツク弁２５が開動作をする
と、配管１００の流路に臨むチエツク弁２５の弁
デイスク２５ａは、注水タンク１２からの注入水
１３の放出流２６の運動量によつて、第４図に矢
印３１で示すように配管１００内の流路を遮断す
る方向に付勢され、開弁が加速される。

このようにしてチエツク弁２５が放出流２６に
対する抵抗を最大にするまで第５図に示すように
開放した後は、弁デイスク２５ａはストツパ３２
の作用によつてその最大開放位置を維持する。従
つて、チエツク弁２５の作用によつて放出流抵抗
は高速注入段階よりも著しく増加するので、注水
タンク１２からの一次冷却系への注入は低速注入
に移行することになる。

次に、本発明による上述した非常用炉心冷却系
からの注入特性を従来の場合と比較して第６図に
示す。一次冷却材喪失事故の発生と共に、一次冷
却系圧力は曲線２０で示すように値Ａから急速に
低下し、注水タンク１２の作動圧力Ｂに達する
と、注入が開始される。その後、従来の非常用炉
心冷却系の場合には曲線２７で示すように注水は
時間Ｄで早期に終了するのに対し、本発明に従つ
て付属タンク２４及びチエツク弁２５を備えた非
常用炉心冷却設備にあつては、時間Ｄに至る前
に、注水タンク１２内の注入水圧力が付属タンク
２４内の圧力よりも低下した時点Ｃでチエツク弁
２５が開弁し、その弁デイスク２５ａが配管１０
０の注入水流路を遮蔽するので、注入水流路の面
積が減少して、曲線２８で示すように注入流量が
400T／Ｈ程度まで減少し、しかも注入終了が時
点Ｅまで延長する。このように、時点Ｃ〜Ｅ間の
曲線２８の部分における注入は、第９図の曲線２
２と比較すると、従来の低圧注入ポンプ１８（第
８図）による注入を兼ねていることが分かる。
尚、高圧注入ポンプ１９からの注入は曲線２３で
示すように従来と同様でよい。

第７図は注水タンク１２の内圧２９、付属タン
ク２４の内圧３０及び一次冷却系の圧力２０の関
係を示しており、この図から、一次冷却系圧力２
０の低下に伴い圧力Ｂで注水タンク１２が注入を
開始し、そのため注水タンク１２の内圧２９が低
下して付属タンク内圧３０以下に至つた時点Ｆ
（第６図の時点Ｃに対応）で、付属タンク出口の
チエツク弁２５が自動的に作動し、付属タンク内
圧３０も注水タンク内圧２９に伴つて減少して行
くことが良く分かる。

〓発明の効果〓 以上のように、本発明による蓄圧型注水装置を
使用すれば、注入水の流出流量が注水途中で減少
し且つ注水時間が延長するので、従来の非常用炉
心冷却設備に不可欠でつた低圧注入ポンプを省略
することが可能となり、その分だけ系統が簡素化
され、高信頼度が得られ、且つ低コススト化が実
現される。

【図面の簡単な説明】

第１図は、本発明による蓄圧型注水装置を有す
る非常用炉心冷却設備を備えた原子炉一次冷却系
の概要図、第２図〜第５図は本発明による蓄圧型
注水装置の種々の作動段階を説明する略図であ
り、第２図は注入開始前の状態を示す概略図、第
３図は高速注入段階での概略図、第４図は高速注
入→低速注入移行時時の概略図、第５図は低速注
入段階での概略図である。第６図は、加圧水型原
子炉一次冷却材喪失事故時に、本発明の蓄圧型注
水装置から一次冷却系へ注入される流量特性を従
来の場合と比較して示す曲線図、第７図は、本発
明の蓄圧型注水装置における注水タンク及び付属
タンクの内圧と一次冷却系の内圧との関係を示す
曲線図、第８図は従来の蓄圧型注水装置を有する
非常用炉心冷却設備を備えた原子炉一次冷却系の
概要図、第９図は、加圧水型原子炉一次冷却材喪
失事故時に、従来の蓄圧型注水装置から一次冷却
系へ注入される流量特性を示す曲線図である。 １２……注水タンク、１３……注入水、１５…
…逆止弁、２０……一次冷却系内圧、１９……高
圧注入ポンプ（ポンプ装置）、２５……流路面積
減少手段（チエツク弁）、２４……付属タンク、
２９……注水タンク内圧、３０……付属タンク内
圧、１００……注入水放出配管、１０１……別の
配管。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 注入水を加圧して保有する蓄圧型注水タンク
   と、 一方で、逆止弁を有して該注水タンクの底部に
   接続され、他方で、原子炉冷却系に接続された注
   入水放出配管と、該注入水放出配管に接続された
   ポンプ装置を有する別の配管とを備え、前記原子
   炉冷却系の圧力低下時に、該原子炉冷却系に前記
   蓄圧型注水タンク及び前記ポンンプ装置から水を
   供給可能とした蓄圧型注水装置において、前記注
   入水放出配管に、予め所定内に加圧された付属タ
   ンクを該注入水放出配管の流路面積減少手段を介
   して接続すると共に、該流路面積減少手段を前記
   注水タンクの内圧が該付属タンクの前記所定内圧
   より低下した時に作動して前記流路面積を減少さ
   せる構成としたことを特徴とする蓄圧型注水装
   置。