JPH05215886A - 非常用炉心冷却系 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【目的】重力落下式注水系の作動を早め、また、その後
のアイソレーションコンデンサーによる良好な格納容器
冷却を確保する非常用炉心冷却系を提供することにあ
る。 【構成】自動減圧系２５と重力落下式注水系１８からな
る静的非常用炉心冷却系とアイソレーションコンデンサ
ー８による格納容器冷却系１６とを備え、前記自動減圧
系２５は原子炉圧力容器１の減圧用配管２６を分岐させ
て上部ドライウェル３と下部ドライウェル４にそれぞれ
延設し、分岐された減圧用配管２６ａ，２６ｂのそれぞ
れに減圧弁２７，２８を取り付け、冷却材喪失事故の
際、上記減圧弁２７，２８の双方の作動によりドライウ
ェル３，４内の窒素ガスをサプレッションプール５へ効
果的に移行させるものである。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は原子炉の非常用炉心冷却
系に係わり、特に重力落下式注水系の作動を早め、格納
容器冷却を改善させる静的な非常用炉心冷却系に関す
る。

【０００２】

【従来の技術】ポンプなどの動的機器を削除した従来の
非常用炉心冷却系としては、特開昭６３−７５６９１号
公報に記載されているように、原子炉圧力容器内の圧力
逃し弁と、加圧された水あるいは硼酸水を蓄えた複数の
タンクとを組み合わせることにより、動的機器を減らし
て信頼性を向上させ、冷却材喪失事故時に炉心を安全に
停止させるものがある。

【０００３】また、特開昭６２−１７０８８６号公報に
記載されているように、冷却材喪失事故時に冷却材を供
給するための給水源を原子炉の上方に設置することによ
り、動的機器を設けることなく原子炉へ冷却材を重力落
下によって注水するものがある。

【０００４】さらに、特開平２−７３１９８号公報に記
載されているように、内部に高圧窒素ガスおよび冷却水
を有する蓄圧タンク、復水貯蔵タンクおよび原子炉圧力
容器の上方に設置された圧力抑制プールを備えることに
より、十分な冷却水を原子炉圧力容器内に供給可能にす
るものがある。

【０００５】このように、動的機器を削除した静的な非
常用炉心冷却系は、原子炉圧力容器内の減圧および注水
が重要であることを考慮し、水を蓄えたタンクを原子炉
の上方に設置したり、原子炉圧力容器の圧力逃し弁を作
動させることにより、十分な冷却水を原子炉圧力容器内
に確実に注水するものであるが、上記いずれの非常用炉
心冷却系もドライウェル内に存在する窒素ガスについて
は何等考慮されていない。

【０００６】また、非常用炉心冷却系の中には自動減圧
系と重力落下式注水系からなる静的な非常用炉心冷却系
があり、この静的非常用炉心冷却系とアイソレーション
コンデンサによる格納容器冷却系とを備えた原子炉は図
３のように構成されている。この原子炉は原子炉建屋内
に原子炉格納容器（ＰＣＶ）１を格納しており、この原
子炉格納容器１内に原子炉圧力容器（ＲＰＶ）２を収容
している。原子炉圧力容器２の周りには上部および下部
ドライウェル３，４が形成され、両ドライウェル３，４
は相互に連通している。上部および下部ドライウェル
３，４内には、不活性な窒素ガスが大気圧以下の負圧に
保たれて封入されている。

【０００７】さらに、上部および下部ドライウェル３，
４の周りには、サプレッションプール５、重力落下注水
系プール６およびアイソレーションコンデンサプール７
がそれぞれ設けられ、アイソレーションコンデンサプー
ル７内にアイソレーションコンデンサ８を収容してい
る。

【０００８】冷却材喪失事故時には、自動減圧系９の減
圧弁１０が作動して原子炉圧力容器２内を減圧する一
方、重力落下注水系プール６内のプール水を重力落下式
注水系１１を経て原子炉圧力容器２内に導き、原子炉圧
力容器２内の水位を確保している。

【０００９】ところで、原子炉は設計、製作、据付およ
び運転のあらゆる段階で「工学的安全施設の設計思想」
が施され、事故のポテンシャルを排除しているので、原
子炉一次系配管等の破断等による冷却材喪失事故が生じ
る確率は充分に小さく、ほとんど皆無である。

【００１０】しかし、原子炉では万全の安全性を期すた
めに、非常用炉心冷却系が設けられる。この非常用炉心
冷却系は原子炉一次系配管の破断等による冷却材喪失事
故を想定し、燃料被覆の破損を防止し、炉心９で発生す
る崩壊熱を長期に亘って除去するために設けられる。

【００１１】図３に示す原子炉に冷却材喪失事故が発生
した場合、冷却材喪失事故後の短期間（事故発生後約１
時間以内）では、ドライウェル３，４内に存在していた
窒素ガスの全てをサプレッションプール１３へ移行させ
た方がドライウェル３，４内の圧力上昇が早くなり、重
力落下式注水系の作動が早まる。重力落下式注水系の早
期の作動は、原子炉圧力容器２内の水位確保の観点から
特に重要である。

【００１２】また、冷却材喪失事故後の長期間（事故発
生後約１時間以降）では、アイソレーションコンデンサ
７による格納容器冷却において、格納容器冷却系内にド
ライウェル３，４内の窒素ガスの流入により蒸気凝縮が
妨げられ、格納容器冷却能力が劣化する可能性もある
が、この時にドライウェル３，４内の窒素ガスが全てサ
プレッションプール５へ移行していた方が良好な格納容
器冷却が期待できる。

【００１３】一方、重力落下式注水系を早期に作動させ
るには重力落下式注水系１１の駆動ヘッドを大きくする
か、または、原子炉圧力容器２とドライウェル３，４の
圧力差を可能な限り早く重力落下式注水系１１の注水ヘ
ッド以下にすることが必要である。しかし、原子炉格納
容器１の高さを高くすることにより重力落下式注水系１
１の駆動ヘッドを大きくすることは原子炉建屋の制約上
困難である。したがって、ドライウェル３，４の圧力を
少しでも高くして重力落下式注水系１１の作動を早める
しかない。

【００１４】また、冷却材喪失事故時のドライウェル圧
力はサプレッションプール圧力およびベント管１２のサ
ブマージェンスにより決まる。サプレッションプール圧
力はドライウェル３，４から水平ベント管１２を通って
サプレッションプール５へ流入する。蒸気もしくは窒素
ガスの量で決まり、ドライウェル３，４からの窒素ガス
の流入が多いほど高くなる。

【００１５】図３に示す従来の原子炉では、原子炉圧力
容器２の下部が破断した場合、原子炉圧力容器２側から
の破断流により下部ドライウェル４の窒素ガスは破断流
とともに上部ドライウェル３を経てベント管１２からサ
プレッションプール５に案内され、その後、減圧弁１０
の作動により上部ドライウェル３内の窒素ガスもサプレ
ッションプール５へ移行し、サプレッションプール５内
の圧力を高めるとともにドライウェル３，４内の圧力を
早期に上昇させることができる。

【００１６】

【発明が解決しようとする課題】自動減圧系９の減圧弁
１０を上部ドライウェル３に設置した原子炉の非常用炉
心冷却系では、ドライウェル３，４内の窒素ガスがほと
んどサプレッションプールへスムーズに移行するわけで
はない。原子炉圧力容器２の上部が破断（主蒸気管破断
や給水管破断）した場合、上部ドライウェル３内の窒素
ガスは破断流や減圧弁１０の作動によりサプレッション
プール５へ移行するが、下部ドライウェル４内の窒素ガ
スは移行しない。すなわち、ドライウェル３，４内の窒
素ガスは全てサプレッションプール５へ移行するのでは
ない。このため、サプレッションプール５の圧力上昇が
遅く、ドライウェル３，４の圧力の上昇も少ない。この
結果、重力落下式注水系１１の作動は遅れることにな
る。

【００１７】本発明は上述した事情を考慮してなされた
もので、冷却材喪失事故の場合、ドライウェル内の窒素
ガスをサプレッションプールへスムーズに移行させるこ
とにより、重力落下式注水系の作動を早めて炉水位を確
保する一方、その後のアイソレーションコンデンサによ
る良好な格納容器冷却を確保することのできる非常用炉
心冷却系を提供することを目的とする。

【００１８】

【課題を解決するための手段】本発明に係る非常用炉心
冷却系は、上述した課題を解決するために、自動減圧系
と重力落下式注水系からなる静的非常用炉心冷却系とア
イソレーションコンデンサによる格納容器冷却系とを備
え、前記自動減圧系は原子炉圧力容器に連通される減圧
用配管を分岐させて上部ドライウェルと下部ドライウェ
ルに延設し、分岐された減圧用配管のそれぞれに減圧弁
を取り付け、冷却材喪失事故の際、上記減圧弁の双方の
作動によりドライウェル内の窒素ガスをサプレッション
プールへスムーズに移行させるものである。

【００１９】

【作用】上記の構成を有する本発明においては、原子炉
圧力容器に連通される減圧用配管を分岐させて上部ドラ
イウェルと下部ドライウェルにそれぞれ延設し、分岐さ
れた減圧用配管のそれぞれに減圧弁を取り付けたので、
冷却材喪失事故が発生した場合、原子炉圧力容器内の水
位の低下により、減圧弁の双方が作動し、上部ドライウ
ェルと下部ドライウェル内の窒素ガスをほとんど全てサ
プレッションプールへスムーズに流入させることができ
る。この結果、サプレッションプール内の圧力が上昇
し、ドライウェルの圧力も早期に上昇して、重力落下式
注水系の作動を早め、原子炉圧力容器内へ水位を早期に
充分に確保することができ、またその後のアイソレーシ
ョンコンデンサによる良好な格納容器冷却が確保でき
る。

【００２０】

【実施例】以下、本発明の実施例を図面に基づいて説明
する。図１は本発明に係る非常用炉心冷却系の一実施例
を示す。なお、従来の構成と同一または対応する部分に
は図３と同一の符号を用いて説明する。

【００２１】この非常用炉心冷却系を備えた原子炉は、
原子炉建屋内に原子炉格納容器１を格納しており、この
原子炉格納容器（ＰＣＶ）１内に原子炉圧力容器（ＲＰ
Ｖ）２を収容している。原子炉圧力容器２は例えば２２
〜２４ｍ程度の高さを有し、内部に核燃料を装荷した炉
心１３を収容している。この原子炉圧力容器２の周りに
上部および下部ドライウェル３，４がフロア１５により
仕切られて形成される。両ドライウェル３，４は相互に
連通する一方、両ドライウェル３，４内に不活性な窒素
ガスが大気圧以下の負圧で封入されている。

【００２２】また、上部および下部ドライウェル３，４
の周りにはサプレッションプール５、重力落下注水系プ
ール６およびアイソレーションコンデンサプール７が下
方から上方に向って順次設置される。サプレッションプ
ール５はベント管１２を介して上部ドライウェル３に連
通される一方、アイソレーションコンデンサプール７内
にはアイソレーションコンデンサ８が形成される。この
アイソレーションコンデンサ８は原子炉圧力容器２に接
続され、格納容器冷却系１６を構成している。一方、重
力落下注水系プール６は注水配管１７を介して原子炉圧
力容器２に接続され、重力落下注水系１８を構成してい
る。注水配管１７は例えば１０ｍあるいはそれ以上のヘ
ッド差（水頭差）を流入口と流出口との間で有する。注
水配管１７は逆止弁１９，２０を備えて原子炉圧力容器
２からの冷却材の逆流を防止する一方、途中から分岐さ
れている。分岐された接続配管２１は常閉弁２２を介し
てサプレッションプール５に接続され、サプレッション
プール５内のプール水も原子炉圧力容器２内に給水可能
になっている。重力落下注水系プール６を形成するチャ
ンバ２３は上部ドライウェル３に連通し、チャンバ２３
内をドライウェル３の圧力とほぼ等圧に保持している。

【００２３】さらに、原子炉圧力容器２の上部には自動
減圧系２５が設けられる。この自動減圧系２５は原子炉
圧力容器２に直接あるいは間接的に接続される減圧用配
管２６を有し、この減圧用配管２６は途中から分岐さ
れ、分岐された各減圧用配管２６ａおよび２６ｂは上部
ドライウェル３および下部ドライウェル４内に延設さ
れ、配管先端部に減圧弁２７，２８がそれぞれ設けられ
る。

【００２４】減圧弁２７，２８は原子炉圧力容器２内の
水位に連動するようになっており、原子炉圧力容器２内
の水位が、通常の運転水位より数ｍ程度、例えば６〜７
ｍ程度低下したとき減圧弁２７，２８を開作動させるよ
うになっている。

【００２５】このように、原子炉は自動減圧系２５と重
力落下式注水系１８からなる静的非常用炉心冷却系とア
イソレーションコンデンサ８による格納容器冷却系１６
とを備えており、この原子炉で冷却材喪失事故が発生し
た場合、破断口から冷却材の流出により原子炉圧力容器
２内の水位が低下していく。

【００２６】原子炉圧力容器２内の水位の低下により、
自動減圧系２５の減圧弁２７，２８が作動し、上部ドラ
イウェル３と下部ドライウェル４内の窒素ガスをほとん
ど全て破断流（流出蒸気）とともにベント管１２を通し
てサプレッションプール５へ流入させる。この結果、サ
プレッションプール５内の圧力が上昇し、この圧力上昇
に伴ってドライウェル３，４内の圧力も急速に上昇し、
重力落下式注水系１８の作動を早める。またドライウェ
ル３，４内に封入されている窒素ガスをほとんど全てサ
プレッションプール５に案内するから、格納容器冷却系
１６に窒素ガスが流入するのを抑制でき、その後のアイ
ソレーションコンデンサ８による良好な格納容器冷却が
確保できる。次に、本実施例の作用について説明する。

【００２７】原子炉に冷却材喪失事故が発生した場合、
破断口からの冷却材の流出により原子炉圧力容器２内の
水位は低下していく。この原子炉圧力容器１内の水位低
下により減圧弁２７，２８が開作動し、原子炉圧力容器
２内の蒸気をドライウェル３，４内に放出する。この蒸
気放出により原子炉圧力容器２内の圧力が十分に低下
し、重力落下式注水系１８の駆動ヘッドが原子炉圧力容
器２とドライウェル３，４との圧力差以上になると、重
力落下式注水系１８が重力の作用で自然に作動し、重力
落下式注水系プール６中の冷却水が原子炉圧力容器２内
へ案内されて原子炉炉心１３を冷却させるとともに原子
炉圧力容器２内の水位を回復させていく。このように、
冷却材喪失事故時の重力落下式注水系１８の早期の作動
は原子炉圧力容器２内の水位確保の観点から特に重要で
ある。

【００２８】しかして、減圧弁を上部ドライウェル３の
みに設置した従来の非常用炉心冷却系では、原子炉圧力
容器上部が破断（主蒸気管破断や給水管破断）した場
合、上部ドライウェル３内の窒素ガスは破断流や減圧弁
の作動によりサプレッションプール５へ移行するが、下
部ドライウェル４内の窒素ガスは移行しない。

【００２９】しかし、本実施例では自動減圧系２５は減
圧弁２７，２８を上部ドライウェル３および下部ドライ
ウェル４内にそれぞれ設け、この２つの減圧弁２７，２
８を作動させることにより、原子炉圧力容器２上部の破
断（主蒸気管破断や給水管破断）の場合、原子炉圧力容
器２からの蒸気を上部および下部ドライウェル３，４に
それぞれ流出させることができ、ドライウェル３，４内
のほとんど全ての窒素ガスをサプレッションプール５へ
移行させることができる。これにより、サプレッション
プール５の圧力を上昇させることとなり、この圧力上昇
に伴ってドライウェル３，４の圧力を上昇させることが
できる。この結果、重力落下式注水系１８の作動が早ま
り、原子炉圧力容器２内の水位を早期に回復させること
が可能になる。

【００３０】次に、アイソレーションコンデンサ８によ
る冷却材喪失事故後の長期的な格納容器冷却について考
慮する。格納容器冷却系１６にドライウェル３，４内の
窒素ガスが流入すると、アイソレーションコンデンサ８
での蒸気凝縮が妨げられ格納容器冷却が劣化する可能性
もある。しかし、この場合にも減圧弁２７，２８を上部
ドライウェル３および下部ドライウェル４にそれぞれ設
けて、この２つの減圧弁２７，２８を作動させることに
より、ドライウェル３，４内のほとんど全ての窒素ガス
を流出蒸気とともにサプレッションプール５へスムーズ
に移行させることができるので、格納容器冷却系１６に
混入される窒素ガスを抑制することができ、蒸気の凝縮
を妨げることがない。したがって、良好な格納容器冷却
が期待できる。

【００３１】図２（Ａ），（Ｂ），（Ｃ）には冷却材喪
失事故からの時間に対する圧力，重力落下式注水系流量
および原子炉水位についての本実施例と従来例の比較例
を示す。図３において、実線は本実施例を、破線は従来
例をそれぞれ表している。本実施例の方が冷却材喪失時
に炉心非常用冷却系が早期に作動し、原子炉圧力容器内
の水位を早期に回復させ得ることがわかる。

【００３２】

【発明の効果】以上説明したように、本発明に係る非常
用炉心冷却系によれば、冷却材喪失事故の場合、ドライ
ウェル内の窒素ガスをサプレッションプールへ効果的に
移行させることにより、重力落下式注水系の作動を早
め、炉水位を早期に回復し、信頼性を向上させることが
できる。またその後のアイソレーションコンデンサによ
る良好な格納容器冷却を確保することができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る非常用炉心冷却系の一実施例を示
す概略構成図。

【図２】（Ａ），（Ｂ），（Ｃ）はそれぞれ冷却材喪失
事故からの時間に対する圧力，重力落下式注水系流量お
よび原子炉水位の本実施例と従来例との比較を示すグラ
フ図。

【図３】従来の非常用炉心冷却系を示す概略構成図。

【符号の説明】

１ 原子炉格納容器 ２ 原子炉圧力容器 ３ 上部ドライウェル ４ 下部ドライウェル ５ サプレッションプール ６ 重力落下式注水系プール ７ アイソレーションコンデンサプール ８ アイソレーションコンデンサ １２ ベント管 １３ 炉心 １６ 格納容器冷却系 １７ 注水配管 １８ 重力落下注水系 １９，２０ 逆止弁 ２５ 自動減圧系 ２６ 減圧用配管 ２７ 減圧弁 ２８ 減圧弁

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 自動減圧系と重力落下式注水系からなる
   静的非常用炉心冷却系とアイソレーションコンデンサに
   よる格納容器冷却系とを備え、前記自動減圧系は原子炉
   圧力容器に連通される減圧用配管を分岐させて上部ドラ
   イウェルと下部ドライウェルに延設し、分岐された減圧
   用配管のそれぞれに減圧弁を取り付け、冷却材喪失事故
   の際、上記減圧弁の双方の作動により上部および下部ド
   ライウェル内の窒素ガスをサプレッションプールへ移行
   させるように構成したことを特徴とする非常用炉心冷却
   系。