JPH053559B2

JPH053559B2 -

Info

Publication number: JPH053559B2
Application number: JP59155069A
Authority: JP
Inventors: Kenji Hayashi
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1984-07-25
Filing date: 1984-07-25
Publication date: 1993-01-18
Also published as: JPS6134496A

Description

【発明の詳細な説明】〔発明の利用分野〕本発明は、原子炉冷却系統設備、特に、原子炉
圧力容器とサプレツシヨンチエンバとを有し、残
留熱除去系、高圧炉心スプレイ系、低圧炉心スプ
レイ系及びほう酸水注入系が設けられている原子
炉冷却系統設備に関するものである。

〔発明の背景〕

原子力発電所には原子炉冷却系統設備として、
残留熱除去系、高圧炉心スプレイ系、低圧炉心ス
プレイ系、ほう酸水注入系等が設けられている。
第２図は従来の残留熱除去系を示すもので、１は
原子炉圧力容器、２は原子炉格納容器（以下格納
容器と称する）、３はサプレツシヨンチエンバ、
４は残留熱除去系（RHR）熱交換器、５はRHR
ポンプ、６，７及び８は停止時冷却モード吸込配
管で、それぞれ格納容器外側隔離弁まで、格納容
器外側隔離弁からループ分岐点まで、及びループ
分岐点以降を示している。９はポンプ吸込配管、
１０はポンプ吐出配管、１１は低圧注水モード注
入配管、１２は格納容器外側隔離弁以降の停止時
冷却モード戻り配管、１３及び１４は停止時冷却
モードヘツドスプレイ配管で、それぞれ格納容器
外側隔離弁上流及び格納容器外側隔離弁以降を示
している。１５はサプレツシヨンプール水冷却モ
ード配管、１６は格納容器（ドライウエル）冷却
モード配管、１７は格納容器（サプレツシヨンチ
エンバ）冷却モード配管、１８はテスト配管を示
している。

この残留熱除去系は、３系列とし、ポンプ３
台、熱交換器２台、配管、弁、サポート等で構成
されており、冷却材喪失事故時には、低圧注水モ
ードとしてサプレツシヨンプール水をRHRポン
プ５で吸引し、原子炉圧力容器１シユラウド内へ
注入するようになつている。また、格納容器冷却
モードとしての運転時には、サプレツシヨンプー
ル水をRHRポンプ５で吸収し、RHR熱交換器４
で冷却した後格納容器２へスプレイする。停止時
冷却モードとしての運転時には、原子炉水を再循
環ポンプ入口配管より停止時冷却モード吸込配管
６，７，８を介して取り出しRHRポンプ５によ
り昇圧しRHR熱交換器４で冷却した後、再循環
ポンプ吐出配管へ戻す閉ループ循環回路を形成す
るようになつている。また、サプレツシヨンプー
ル水冷却モードとしての運転時には、サプレツシ
ヨンプール水をRHRポンプ５で吸引し、RHR熱
交換器４で冷却した後テスト配管１８を経由して
サプレツシヨンチエンバ３に戻るようになつてお
り、テスト配管１８を用いて行う作動試験は、中
央制御室から単動操作されるようになつている。
そして、通常運転中において、原子炉及び格納容
器に注入することなく低圧注入モード、格納容器
冷却モード、サプレツシヨンプール水冷却モード
の機能試験ができるように、ポンプ吐出配管１０
から分岐して、系統容量の全量をサプレツシヨン
プールに戻すテスト配管１８を設置するととも
に、注入に必要な弁の作動試験ができるようにな
つている。また、テスト時に注入圧力の模擬がで
きるように、テスト配管１８に絞り弁と減圧オリ
フイスを設置し、テスト配管１８はサプレツシヨ
ンプール水冷却モード配管１５を使用するように
なつている。

第３図は従来の高圧炉心スプレイ系を示すもの
で、第２図と同一の部分には同一の符号が付して
あり、１９は復水貯蔵タンク（CST）、２０は高
圧炉心スプレイ系（HPCS）ポンプ、２１は
HPCSポンプ吸込配管（CST側）、２２はHPCS
ポンプ吸込配管（サプレツシヨンチエンバ側）、
２３はHPCSポンプ吐出配管、２４は注入配管、
２５はテスト配管（CST側）、２６はテスト配管
（サプレツシヨンチエンバ側）を示している。

この高圧炉心スプレイ系は非常用炉心冷却系の
１系統として設けられ、ポンプ１台、配管、弁、
サポート等で構成されている。この系統は、復水
貯蔵タンク１９水又は、サプレツシヨンプール水
をHPCSポンプ２０で昇圧し原子炉圧力容器１シ
ユラウド内に注入し、冷却材喪失事故時に、炉心
を減圧、スプレイ冷却、再冠水できるようになつ
ている。そして、通常運転中に原子炉に注入する
ことなく、復水貯蔵タンク１９水を使用して機能
試験ができるようにHPCSポンプ吐出配管２３か
ら分岐して復水貯蔵タンク１９に戻すテスト配管
２５を設置すると共に注水に必要な弁の作動試験
ができるようになつている。このテスト配管２５
には、テスト時に注入圧力の模擬ができるように
するために、絞り弁及び減圧オリフイスを設置し
てある。また、サプレツシヨンチエンバ３を水源
とした機能試験ができるように、HPCSポンプ吐
出配管２３から分岐してサプレツシヨンチエンバ
３に戻すテスト配管２６を設置してあり、さらに
テスト時に注入圧力の模擬ができるようにするた
めにこのテスト配管２６に絞り弁及び減圧オリフ
イスを設置してある。

第４図は従来の低圧炉心スプレイ系を示すもの
で、第２図及び第３図と同一の部分には同一の符
号が付してあり、２７は低圧炉心スプレイ系
（LPCS）ポンプ、２８及び２９はLPCSポンプ吸
込配管でそれぞれサプレツシヨンチエンバ出口隔
離弁ままでとサプレツシヨンチエンバ出口隔離弁
よりポンプ入口までを示している。３０は注入弁
までのLPCSポンプ吐出配管、３１は原子炉注入
配管、３２はテスト配管、３３はLPCS封水ポン
プを示している。

この低圧炉心スプレイ系も、非常用炉心冷却系
の１系統として設けられ、ポンプ１台、配管、
弁、サポート等で構成される。この系統は、サプ
レツシヨンプール水をLPCSポンプ２７で昇圧し
原子炉圧力容器１シユラウド内に注入し、冷却材
喪失事故時に、炉心をスプレイ冷却、再冠水でき
るようになつている。そして、通常運転中、原子
炉に注入することなく機能試験が行なえるよう
に、LPCSポンプ吐出配管３０から分岐して系統
容量の全量をサプレツシヨンチエンバ３に戻すテ
スト配管３２を設置すると共に、注水に必要な弁
の作動試験が行なえるようになつている。また、
テスト時に注入圧力の模擬ができるように、テス
ト配管３２に絞り弁と減圧オリフイスを設置して
ある。

第５図は従来のほう酸水注入系（SLC）を示す
もので、第２図、第３図及び第４図と同一部分に
は同一の符号が付してある。３４は五ほう酸ナト
リウム水溶液（以下ほう酸水と称する）貯蔵タン
ク、３５はほう酸水注入系（SLC）ポンプ、３６
はSLCテストタンク、３７は注入ポンプ吸込配
管、３８は爆破開放弁、３９は爆破開放弁３８ま
でのポンプ吐出配管、４０は爆破開放弁３８より
原子炉圧力容器１までの注入配管、４１はSLCテ
ストタンク３６入口止め弁よりSLCテストタンク
３６入口までの配管、４２はSLCテストタンク３
６より出口弁までの配管、４３はほう酸水貯蔵タ
ンク３４より出口止め弁までの配管を示してい
る。

このほう酸水注入系は、通常運転時で制御棒が
挿入できない時に、原子炉を冷温未臨界状態に維
持するため、ほう酸水を原子炉に注入できるよう
に設けられており、ほう酸水貯蔵タンク、テスト
タンク、ほう酸水注入ポンプ、配管、弁、サポー
ト等から構成されている。ほう素と炉水が均一に
混合して、効果的に炉心の反応度を制御できるよ
うに、炉心支持板下部に注入ノズルを設置して、
ほう酸水をSLCポンプ３５で炉内に注入可能にな
つている。原子炉停止系として制御棒駆動水系と
冗長性を有し、また系統の信頼性を増すために、
系統機能達成に必要な動的機器（計装、制御用機
器など）は全て二重化し、それらに接続する非常
用AC電源は、区分、区分に分離して接続さ
れている。

従つて、第２図、第３図、第４図及び第５図に
示したような、残留熱除去系、高圧炉心スプレイ
系、低圧炉心スプレイ系及びほう酸水注入系の設
けられている従来の原子炉の冷却系統設備では、
原子炉緊急停止系である残留熱除去系、高圧炉心
スプレイ系や低圧炉心スプレイ系などは、各系統
の独立性を確保し運転する必要性から、テスト配
管そのそのも各系統ごとに独立に設置され、それ
ぞれテスト配管をもつていることから、配管の長
さを著しく増加することになり、配管物量の増
加、配管サポート物量の増加、配管保温物量の増
加及び弁員数等が増加するという欠点があつた。

また、配管及び容器の内表面より発生したクラ
ツドが、原子炉圧力容器に蓄積したまま放置さ
れ、プラントの運転時間を重ねるに従い、放射化
したクラツドが原子炉圧力容器の底部に蓄積し、
定検時における制御棒の交換作業や、原子炉格納
容器内の配管、弁、サポート等の保守点検、検査
作業時に、作業員が被曝する可能性があるという
欠点があつた。

〔発明の目的〕

本発明は、従来技術の問題点を除去し、原子炉
格納容器の信頼性の向上、有効スペースの確保の
可能な合理的な残留熱除去系統設備を提供するこ
とを第一の目的とし、さらに放射線被曝の低減の
可能な残留熱除去系統設備を提供することを第二
の目的とするものである。

〔発明の概要〕

本発明は、原子炉圧力容器とサプレツシヨンチ
エンバとを有し、残留熱除去系、高圧炉心スプレ
イ系、低圧炉心スプレイ系、及びほう酸水注入系
が設けられている原子炉冷却系統設備において、
前記高圧炉心スプレイ系のテスト配管と前記残留
熱除去系の熱交換器出口ラインとの間、及び前記
低圧炉心スプレイ系のテスト配管と前記残留熱除
去系の熱交換器出口ラインとの間の少なくとも一
箇所が弁を介して接続されていることを第一の特
徴とするものであり、さらに前記残留熱除去系の
熱交換器出口ラインと前記原子炉圧力容器底部に
開口する前記ほう酸水注入系の爆破開放弁下流側
との間が弁を介して接続されていることを第二の
特徴とするものである。

すなわち、例えば高圧炉心スプレイ系のテスト
配管と残留熱除去系の熱交換器出口ラインとの
間、残留熱除去系テスト配管と高圧炉心スプレイ
系及び低圧炉心スプレイ系のテスト配管とを接続
し、遠隔操作弁を設置し、各系統の独立性を保つ
よう隔離信号を設けることにより、系統機能試験
が可能となり、かつ合理的な系統構成を実現しプ
ラント内の保守点検、検査作業における被曝低
減、原子炉格納容器の信頼性向上、設備の合理化
による経済性向上、原子炉格納容器周辺のスペー
ス性と配置の改善に寄与することが可能である。

また、例えば、高圧炉心スプレイ系のテスト配
管と残留熱除去系の熱交換器出口ラインとの間、
低圧炉心スプレイ系のテスト配管と残留熱除去系
の熱交換器出口ラインとの間、及び残留熱除去系
の熱交換器出口ラインとほう酸水注入系の爆破開
放弁下流側との間がそれぞれ弁を介して接続され
ている場合には、原子炉圧力容器底部に接続され
ているほう酸水注入系ノズルより純水の高速水を
注入し、原子炉圧力容器底部の蓄積クラツドをジ
エツト流にて吹き飛ばし、通常の原子炉冷却材浄
化統有効に作用させ、原子炉圧力容器及び、それ
に接続される配管内の水質浄化改善を計ることが
可能である。

そしてこのように残留熱除去系の系統構成を、
合理的に行なうと同時に、原子炉圧力容器底部の
クラツドのフラツシングを効果的に実施すること
により、原子炉圧力容器サプレツシヨンチエンバ
の貫通部、残留熱除去系テスト配管、弁、保温、
サポート等を少なくすることにより、原子炉格納
容器の信頼性の向上、原子炉格納容器外周辺の配
置改善による有効スペースの確保、クラツド除去
による原子炉停止後における放射線被曝の低減並
びに合理的な残留熱除去系統設備を提供すること
を可能にするものである。

〔発明の実施例〕

第１図は一実施例の全体系統構成の系統図で、
第２図から第５図までと同一の部分には同一符号
が付してある。４ａ，５ａ，１０ａはそれぞれ
HPCS側に設けられているRHR熱交換器、RHR
ポンプ、ポンプ吐出配管４ｂ，５ｂ，１０ｂはそ
れぞれLPCS側に設けられているRHR熱交換器、
RHRポンプ、ポンプ吐出配管、４４はテスト配
管３２とポンプ吐出配管１０ｂとの間を接続する
配管に設けられている弁、４５はテスト配管（サ
プレツシヨンチエンバ側）２６とポンプ吐出配管
１０ａとの間を接続する配管に設けられている
弁、４６はテスト配管（サプレツシヨンチエバ
側）２６のサプレツシヨンチエンンバ２６側に設
けられている弁、４７はほう酸水注入系に設けら
れている爆破開放弁、４８はポンプ吐出配管１０
ａとほう酸水注入系の爆破開放弁４７下流側との
間を接続する配管に設けられている弁、４９は原
子炉冷却材循環系（PLR）配管を示しており、
図中の太陽部分が本発明により改良された系統構
成を示している。

すなわち、RHR熱交換器４ｂのポンプ吐出配
管１０ｂと低圧炉心スプレイ系のテスト配管３２
とを連絡する配管と弁４４及び、他方のRHR熱
交換器４ａのポンプ吐出配管１０ａと高圧炉心ス
プレイ系のテスト配管２６とほう酸水注入系の注
入配管４０とを結ぶ配管とを連絡する系統を構成
させてある。

また、HPCSポンプ２０のテスト配管（サプレ
ツシヨンチエンバ側）２６とほう酸水注入系の注
入配管４０を連絡する配管とそれにとりつけてあ
る弁４５と弁４８からなる系統が構成されるが、
その際４８が開のときは、その作動信号により弁
４５も開となるようインターロツクされており、
またほう酸水注入系が、健全に作動するために、
爆破開放弁４７が開のときは、その作動信号を受
けて、弁４８が、確実に閉となるようにインター
ロツクを形成し、また、弁４８が開のときは、そ
の開信号を受けて、爆破開放弁４７は閉となるよ
うにインターロツクを形成するようになつてい
る。弁４５，４８、爆破開放弁４７は、次のよう
にインターロツクされて、その開閉操作は、遠隔
操作可能である。すなわち、弁４８を最初に開操
作した時は、次に弁４５もその開信号を受けて開
となるように、インターロツクされている。また
爆破開放弁４７、弁４８を開操作した時は、その
開信号を受けて、弁４８は閉となるようにインタ
ーロツクされている。また、弁４８が開の時には
爆破開放弁４７は閉であるようにインターロツク
されている。また、弁４５を最初に開操作した時
は、弁４８は閉となるようにインターロツクされ
ている。

この実施例では、プラント停止時に、HPCSポ
ンプ２０を起動させ、弁４６を予め閉にし、かつ
弁４５，４８を開にし、復水貯蔵タンク１９より
純水を供給し、ほう酸水注入系の注入配管４０を
介して、原子炉圧力容器１の底部に、流速約50
ｍ／ｓ以上の高速水を注入する。それにより原子
炉圧力容器１底部の貯積クラツドをジエツト流に
て舞い上らせ、PLR配管４９にて強制循環させ、
原子炉冷却材浄化系にて浄化することが可能であ
る。ほう酸水注入系が、健全に作動するように爆
破開放弁４７の開信号の時は、弁４８は閉となる
ように、又弁４８がフラツシング時に開となると
きは、開信号にて爆破開放弁４７は閉となるよう
に、インターロツクをつけておけば、プラント停
止時において、ほう酸水注入系に影響を与えるこ
となく、フラツシングが可能となる。又、プラン
ト運転中においては、通常フラツシングは実施し
ないが、弁開閉、ポンプの起動の誤動作、もしく
は高圧炉心スプレイ系が作動する事態が発生した
としても、弁はインターロツクされているため、
ほう酸水注入系の機能の健全性は十分確保される
ので問題はない。

また、プラント運転中、もしくは、停止中にお
いて、残留熱除去系の起動試験を実施する場合、
弁４５を開とし、RHRポンプ５ａの起動により、
サプレツシヨンチエンバ３の水は、ポンプ吐出配
管１０ａを介して弁４５を通りテスト配管２６を
経由して、サプレツシヨンチエンバ３へと戻され
る。その際には、弁４５が開のときは、その開信
号を受けて、弁４８は閉となるようにインターロ
ツクされている。したがつて残留熱除去系の起動
試験が十分実施可能であり、弁４８の誤操作によ
り、圧力容器に誤つて水を注入するということを
防止することが可能となる。

また、高圧炉心スプレイ系の起動試験を実施す
る場合に、弁４５を閉にしたままでポンプ２０を
起動し、サプレツシヨンチエンバ３の水を、
HPCSポンプ吐出配管２３、テスト配管２６を経
由して、サプレツシヨンチエンバ３へと戻して、
起動試験を実施することが可能となる。

また、同様に低圧炉心スプレイ系の起動試験を
実施する場合、弁４４を閉にしたままで、LPCS
ポンプ２７を起動し、サプレツシヨンチエンバ３
の水を、LPCSポンプ配管３０を介して、テスト
配管３２を経由して、サプレツシヨンチエンバ３
へと戻し、起動試験を実施することが可能であ
る。

以上のように、残留熱除去系、ほう酸水系、高
圧炉心スプレイ系、低圧炉心スプレイ系それぞれ
の健全性と独立性を確保することが可能となり、
また、原子炉圧力容器底部の蓄積クラツドのフラ
ツシング及び残留熱除去系の起動試験を実施して
も、各系統機能の健全性と信頼性には、何ら悪影
響を与えることはない。

また、この原子炉冷却系統設備によれば、原子
炉格納容器及びサプレツシヨンチエンバを貫通す
るペネトレーシヨン（口径約８〜10インチ）を、
共用する系統構成とすることが可能であることか
ら、ペネトレーシヨンの員数が低減され、本来狭
隘であるペネトレーシヨン廻りのスペース性が改
善され、作業員の通路性や保守点検作業性、それ
に基づく被曝低減に寄与することが可能となる。
同時に、原子炉格納容器のペネトレーシヨンが削
減することから、貫通溶接部の漏洩に対する信頼
性の向上と、合理化された経済的な原子炉格納容
器の実現を可能とするものである。

また、この原子炉冷却系統設備によれば、短期
間に効果的に、高速純水を原子炉圧力容器部より
注入し、炉内の蓄積クラツドを除去し、清浄化す
ることが可能となり、原子炉圧力容器周辺並びに
原子炉圧力容器への接続配管の線量率の上昇を妨
げ、周辺での保守点検や分解、検査作業時の作業
員の被曝低減の効果がある。

さらに、残留熱除去系配管のテスト配管の長さ
を著しく低減することが可能となり、かつ、配管
物量、配管サポート物量、配管保温物量及び弁員
数を著しく低減することが可能となり、合理的な
系統構成を設置する経済的なプラントを実現可能
とする効果がある。

〔発明の効果〕

本発明は、原子炉格納容器の信頼性の向上、有
効スペースの確保の可能な合理的な残留熱除去系
統設備、及びさらに放射線被曝の低減の可能な残
留熱除去系統設備を提供可能とするもので、産業
上の効果の大なるものである。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の原子炉冷却系統設備の一実施
例の系統図、第２図は従来の原子炉冷却系統の残
留熱除去系の系統図、第３図は同じく高圧炉心ス
プレイ系の系統図、第４図は同じく低圧炉心スプ
レイ系の系統図、第５図は同じくほう酸水注入系
の系統図である。１…原子炉圧力容器、２…原子炉格納容器、３
…サプレツシヨンチエンバ、４ａ，４ｂ…RHR
熱交換器、５ａ，５ｂ…RHRポンプ、１０ａ，
１０ｂ…ポンプ吐出配管、１９…CST、２０…
HPCSポンプ、２１…HPCSポンプ吸入配管、２
６…テスト配管（サプレツシヨンチエンバ側）、
２７…LPCSポンプ、３０…（注入弁までの）
LPCポンプ吐出配管、３２…テスト配管、３４
…ほう酸水貯蔵タンク、３５…SLCポンプ、４
５，４６…弁、４７…ほう酸水注入系に設けられ
ている）爆破開放弁、４８…弁、４９…PLR配
管。

Claims

【特許請求の範囲】１原子炉圧力容器とサプレツシヨンチエンバと
を有し、残留熱除去系、高圧炉心スプレイ系、低
圧炉心スプレイ系、及びほう酸水注入系が設けら
れている原子炉冷却系統設備において、前記高圧
炉心スプレイ系のテスト配管と前記残留熱除去系
の熱交換器出口ラインとの間、及び前記低圧炉心
スプレイ系のテスト配管と前記残留熱除去系の熱
交換器出口ラインとの間の少なくとも一箇所が弁
を介して接続されていることを特徴とする原子炉
冷却系統設備。２原子炉圧力容器とサプレツシヨンチエンバと
を有し、残留熱除去系、高圧炉心スプレイ系、低
圧炉心スプレイ系、及びほう酸水注入系が設けら
れている原子炉冷却系統設備において、前記高圧
炉心スプレイ系のテスト配管と前記残留熱除去系
の熱交換器出口ラインとの間、及び前記低圧炉心
スプレイ系のテスト配管と前記残留熱除去系の熱
交換器出口ラインとの間の少なくとも一箇所、並
びに前記残留熱除去系の熱交換器出口ラインと前
記原子炉圧力容器底部に開口する前記ほう酸水注
入系の爆破開放弁下流側との間が弁を介して接続
されていることを特徴とする原子炉冷却系統設
備。３前記爆破開放弁及び前記残留熱除去系の熱交
換器出口ラインと前記ほう酸水注入系の爆破開放
弁下流側との間に設けられている弁は、開閉状態
が互いに逆になるようにインターロツクされ、前
記ほう酸水注入系の爆破開放弁下流側との間に設
けられている弁及び前記高圧炉心スプレイ系のテ
スト配管と前記残留熱除去系の熱交換器出口ライ
ンとの間に設けられている弁は、開閉状態が互い
に逆になるようにインターロツクされている特許
請求の範囲第２項記載の原子炉冷却系統冷却設
備。