JPH05157877A - 原子力発電所の冷却設備 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 （修正有） 【目的】動的な機器を用いない事故時の崩壊熱除去シス
テムであって、原子炉圧力容器内に伝熱管群を設置して
非凝縮性ガスの侵入による冷却機能に影響を与えない原
子力発電所の冷却設備を提供する。 【構成】原子炉圧力容器１を収容した原子炉格納容器２
外で前記原子炉圧力容器１の頂部より高い位置に設置し
た冷却水プール２１と、前記原子炉圧力容器１内の壁面
に沿って垂直方向に流路が形成されるように配置した熱
交換器と、この熱交換器と前記冷却水プール２１との間
に弁を介挿した接続配管で連結して、前記冷却水プール
２１からの冷却水を前記熱交換器に流れて再び冷却水プ
ール２１に戻る還流流路を具備する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、原子力発電所における
蒸気配管破断等の事故が発生した場合に、原子炉の崩壊
熱を除去するための冷却設備に関する。

【０００２】

【従来の技術】従来より原子力発電プラントにおいては
図２の系統構成図に示すように、冷却材喪失事故時に放
射性物質の大気への放出を十分に低く抑制するため、原
子炉圧力容器１の周囲には、これを取り囲む原子炉格納
容器２が設けられている。

【０００３】この原子炉格納容器２は原子炉圧力容器１
を含むドライウェル３と冷却材喪失事故時のドライウェ
ル３内に放出された蒸気、及び水の混合物を、圧力抑制
ベント管４を通してプール水５で冷却、凝縮することに
よって前記原子炉格納容器２内の圧力が過度に上昇する
ことを抑制するサプレッションチャンバ６から構成され
ている。

【０００４】また原子炉の事故時において、ポンプなど
の動的な機器を使用せずに崩壊熱除去を行なうシステム
として、例えばアイソレーションコンデンサがある。こ
れは図２で示す原子炉圧力容器１からの主蒸気管７より
分岐した蒸気供給管８と、原子炉格納容器１外に設けた
冷却プール水９を貯溜した冷却プール10内に収められた
複数の伝熱管11からなる伝熱管束、ここで凝縮された凝
縮水を還流するための弁12を介挿した凝縮水戻り配管1
3、及び伝熱管束内に蓄積する非凝縮性ガスを排気する
ための弁14を介挿した排気管15からなっている。

【０００５】原子炉の崩壊熱により原子炉圧力容器１内
で発生した蒸気は主蒸気管７から分岐した蒸気供給管８
を経由して原子炉格納容器１外の冷却プール10内に収め
られた伝熱管11に導かれ、蒸気が伝熱管11内を通過する
間に伝熱管11の壁を通して冷却プール水９との間で伝熱
を行ない、この蒸気が凝縮されて生じた凝縮水は重力に
より凝縮水戻り配管13を通って原子炉圧力容器１内に還
流される。

【０００６】しかしながら、若しも主蒸気管７が破断し
た場合には、ドライウェル３内の雰囲気である非凝縮性
ガスが、破断した主蒸気管７を経由して崩壊熱により発
生した蒸気に混入して伝熱管11内に侵入するが、この非
凝縮性ガスは伝熱管11における伝熱性能を劣化させるた
め排気管15を介してサプレッションチャンバ６へ排気さ
れるようにしている。なお、この崩壊熱除去を行なうシ
ステムは、ポンプ等の動的の機器を使用していないため
高い作動信頼性が期待できるという特徴がある。

【０００７】

【発明が解決しようとする課題】主蒸気管７に破断事故
が発生した場合において、破断した主蒸気管７を経由し
てドライウェル３内に存在する非凝縮性ガスが伝熱管11
内に流入すると、これによって伝熱管11の壁における冷
却プール水９による蒸気に対する凝縮熱伝達が劣化する
という支障が生じる。

【０００８】この非凝縮性ガスによる熱伝達の劣化は、
わずかの非凝縮性ガスの存在によっても大きく熱伝達が
阻害される特徴があり、通常、非凝縮性ガスが質量割合
で蒸気の10％になると、熱伝達率は非凝縮性ガスがない
場合の約20％に劣化することが実験的に確認されてい
る。従って、アイソレーションコンデンサの除熱特性を
劣化させないためには、非凝縮性ガスの伝熱管11内での
蓄積を極力防止することが望ましい。

【０００９】しかしながら、従来の非凝縮性ガスを排気
するための手段である排気管15は、その開放端がサプレ
ッションチャンバ６内のプール水中に開放され、プール
水５内での浸水深さは前記圧力抑制ベント管４の浸水深
さより浅くなっている。

【００１０】従って、図３の圧力特性図に示すように、
細実線16で表すドライウェル３内の圧力が細点線17で表
すサプレッションチャンバ６内の圧力に比べて高い状態
においてはサプレッションチャンバ６内に対して、十分
な排気が行なわれるが、点Ａで示すドライウェル３内の
圧力とサプレッションチャンバ６内の圧力に差がないよ
うな状態では、排気管15の開放端内にサプレッションチ
ャンバ６のプール水５が吸い込まれて、排気管15が水封
されるため十分な排気が行なわれず、太点線18で示すよ
うに、ドライウェル３内の圧力とサプレッションチャン
バ６内の圧力が十分に低下し難くなり、非凝縮性ガスの
侵入と、これによる冷却機能の劣化を完全に排除するこ
とが困難であるという課題があった。

【００１１】本発明の目的とするところは、動的な機器
を用いない事故時の崩壊熱除去システムであって、原子
炉圧力容器内に伝熱管群を設置して非凝縮性ガスの侵入
による冷却機能に影響を与えない原子力発電所の冷却設
備を提供することにある。

【００１２】

【課題を解決するための手段】原子炉圧力容器を収容し
た原子炉格納容器外で前記原子炉圧力容器の頂部より高
い位置に設置した冷却水プールと、前記原子炉圧力容器
内の壁面に沿って垂直方向に流路が形成されるように配
置した熱交換器と、この熱交換器と前記冷却水プールと
の間に弁を介挿した接続配管で連結して、前記冷却水プ
ールからの冷却水を前記熱交換器に流れて再び冷却水プ
ールに戻る還流流路を具備する。

【００１３】

【作用】冷却材喪失事故が発生した場合には、冷却水プ
ールと原子炉圧力容器内部の伝熱管を接続した接続配管
の隔離弁が開放されて、冷却水プールから伝熱管の下部
に冷却プール水が重力により供給される。

【００１４】この冷却プール水が伝熱管の下部から上部
に流れる間に原子炉圧力容器内の蒸気と伝熱管壁を通し
て熱交換が行なわれ、原子炉圧力容器内の蒸気を凝縮す
ると共に、伝熱管内では蒸気が発生し、蒸気−水の二相
流となって冷却水プールに還流する。この流れは自然循
環により維持され、崩壊熱の除去を行なうので循環ポン
プ等の動的な機器は必要としない。

【００１５】また原子炉圧力容器内には非凝縮性ガスは
含まれていないため、伝熱管における非凝縮性ガスによ
る冷却機能低下は生じず、良好な冷却が維持され、原子
炉格納容器内の圧力は低下する。

【００１６】

【実施例】本発明の一実施例を図面を参照して説明す
る。なお、上記した従来技術と同じ構成部分について
は、同一符号を付して詳細な説明を省略する。

【００１７】図１の系統構成図に示すように、原子炉圧
力容器１の内壁面に沿って原子炉圧力容器１における冷
却材の通常水位より下の位置に、格子型の伝熱管20を設
置する。また冷却プール水９を貯溜した冷却水プール21
を原子炉格納容器２外の前記原子炉圧力容器１の頂部よ
り上方に設置して、前記伝熱管20と冷却水プール21とを
上流側連結配管22、及び下流側連結配管23で接続する。
また前記冷却水プール21は通気配管24を通じて大気中に
開放されている。

【００１８】なお、前記上流側連結配管22には通常時開
の隔離弁25を原子炉格納容器２外に、また通常時閉の隔
離弁26を原子炉格納容器２内に介挿して設置する。さら
に、下流側連結配管23には通常時開の隔離弁27を原子炉
格納容器２外に、また通常時閉の隔離弁28、及び逆止弁
29を原子炉格納容器２内に介挿設置して構成されてい
る。次に上記構成による作用について説明する。

【００１９】冷却材喪失事故（Loss of Coolant Accide
nt，LOCA）が発生すると、原子炉水位が低下し、これに
伴って原子炉圧力容器１内の伝熱管20が蒸気雰囲気に露
出する。さらに、（LOCA信号＋時間遅れ）によって前記
隔離弁26、及び隔離弁28が開放される。

【００２０】これにより、冷却プール水９が冷却水プー
ル21より隔離弁25、上流側連結配管22、隔離弁25を通っ
て伝熱管20、逆止弁29、隔離弁28、下流側連結配管23、
隔離弁27を経由し、冷却水プール21に戻る流路が形成さ
れる。

【００２１】冷却プール水９は、位置の重力により伝熱
管20の下方に流入し、原子炉圧力容器１内の崩壊熱によ
って発生した蒸気と熱交換を行い、暖められて蒸気−水
の二相流となって伝熱管20の上方から冷却水プール21に
戻る。

【００２２】この流路内での流れは自然循環により維持
され、これにより原子炉圧力容器１内の蒸気が凝縮され
て崩壊熱が除去される。冷却水プール21内においては、
冷却プール水９に混在して冷却水プール21に流入した蒸
気は冷却、凝縮されるが、冷却水プール21内で発生した
蒸気は通気配管24を通して大気中に放出される。

【００２３】以上のような構成による崩壊熱の冷却機構
は、ドライウェル３、及びサプレッションチャンバ６か
らの圧力の影響を受けないので、図３の太実線30に示す
ようにドライウェル３内の圧力、及びサプレッションチ
ャンバ６内の圧力は、互いに関係なく時間と共に低下す
る。

【００２４】また連続的に崩壊熱を除去するために必要
となる上記流路内での流れは、自然循環によって維持さ
れるため、ポンプ等の動的な機器は必要としない。また
原子炉圧力容器１内には非凝縮性ガスが存在しないた
め、従来の静的な崩壊熱除去系では不可避の非凝縮性ガ
スによる冷却性能の劣化は生じない。

【００２５】さらに、若しも上流側連結配管22、及び下
流側連結配管23、あるいは伝熱管20のある一箇所で配管
に破断が生じたとしても、この流路に原子炉圧力容器１
からの配管破断事故につながらないことは明白である。

【００２６】

【発明の効果】以上本発明によれば、ポンプ等の動的な
機器を用いずに自然循環力を駆動力として構成された静
的な崩壊熱除去系で、かつ非凝縮性ガスによる冷却機能
の劣化も生じないで、効率的に崩壊熱を除去して、崩壊
熱除去システムの信頼性と原子力発電所運転における安
全性が向上する効果がある。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の原子力発電所の冷却設備の一実施例の
系統構成図。

【図２】従来の原子力発電所の冷却設備の系統構成図。

【図３】従来と本発明を比較した圧力特性図。

【符号の説明】

１…原子炉圧力容器、２…原子炉格納容器、３…ドライ
ウェル、６…サプレッションチャンバ、７…主蒸気管、
９…冷却プール水、20…伝熱管、21…冷却水プール、22
…上流側連結配管、23…下流側連結配管、24…通気配
管、25，26，27，28…隔離弁、29…逆止弁。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 原子炉圧力容器を収容した原子炉格納容
   器外で前記原子炉圧力容器の頂部より高い位置に設置し
   た冷却水プールと、前記原子炉圧力容器内の壁面に沿っ
   て垂直方向に流路が形成されるように配置した熱交換器
   と、この熱交換器と前記冷却水プールとの間に弁を介挿
   した接続配管で連結して、事故時には前記弁を開放して
   前記冷却水プールから冷却水を前記熱交換器に流入さ
   せ、かつ熱交換器を経由した後に前記冷却水プールに還
   流する流路を形成したことを特徴とする原子力発電所の
   冷却設備。