JPH055318B2

JPH055318B2 -

Info

Publication number: JPH055318B2
Application number: JP60084790A
Authority: JP
Inventors: Shozo Yamanari; Tetsuo Horiuchi; Kenji Tominaga; Toshio Yasujima; Yukio Hatakeyama
Original assignee: Hitachi Engineering Co Ltd; Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Engineering Co Ltd; Hitachi Ltd
Priority date: 1985-04-19
Filing date: 1985-04-19
Publication date: 1993-01-22
Also published as: JPS61243397A

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に関する
ものである。

［発明の背景］第５図はBWR（沸騰水型原子炉）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、図中における弁信
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Ｉの
LPCSポンプ２４とLPCIポンプ２５とは、専用
の所内電源母線２６及びデイーゼル発電機２７に
接続されている。区分のLPCIポンプ２８，２
９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・チエンバ、３７はドライウエル、３８
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。LPCS１９
は、電動機駆動のLPCSポンプ２４、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。LPCS１９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、
LOCA時にサプレツシヨン・チエンバ３６のプー
ル水を、炉心上部に取り付けられたスプレイヘツ
ダ３５に設けたノズルから炉心内の燃料集合体上
にスプレイすることによつて炉心を冷却するよう
になつている。その際、再循環系配管の破断口か
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・チエン
バ３６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、LPCI２０，２１，２２の系統概要
を示す。LPCIは、電動機駆動のLPCIポンプ２
５，２８，２９、配管、弁類及び計測装置から構
成されている。本系統は、LPCIポンプ２５が区
分ＩとLPCIポンプ２８，２９が区分と別々の
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、LOCA
時にサプレツシヨン・チエンバ３６のプール水を
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。

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・チエンバ３６のプール水は、ドラ
イウエル３７内及びサプレツシヨン・チエンバ３
６の空間部にスプレイされる。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・チエンバ３６内に戻り、サプレ
ツシヨン・チエンバ３６の空間部にスプレイされ
た水と共に残留熱除去系（RHR）の熱交換器３
９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。

HPCS１７は、電動駆動のHPCSポンプ３２、
スパージヤ４０、配管、弁類及び計測制御装置か
らなつてちる。HPCS１７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・チエンバ３６のプール水を、炉心上部に取り
付けられたスプレイヘツダ３５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・チエンバ３６の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・チエンバ
３６のプール水に自動的に切り換わるようになつ
ている。

ADS１８は、逃がし安全弁に弁を共用してお
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。ADS１
８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
LPCIまた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（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４
１またはサプレツシヨン・チエンバ３６のプール
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BWRのECCS系統構成は、高圧
系としてHPCS１７が１系統、低圧系として
LPCS１９が１系統及びLPCIがLPCI２０，２１，
２２の３系統の合計４系統である。

３系統のLPCIのうち２系統が残留熱除去系
（PHR系）及び格納容器スプレイ冷却系を共用し
て熱交換器、格納容器スプレイヘツダ、配管、弁
などを有しており、複雑な系統構成になつてい
る。

［発明の目的］本発明の目的は、系統構成が単純で冷却効果の
高い原子炉非常用炉心冷却装置を提供することに
ある。

［発明の概要］本発明の構成要件は、原子炉容器内に冷却材を
供給する高圧系統及び低圧系統を有する原子炉非
常用炉心冷却装置において、前記低圧系統が、冷
却手段と、容器内に充填されている冷却材を前記
冷却手段に供給する第１のポンプと、前記原子炉
容器の炉心を取囲むシユラウド内で前記炉心の上
方に設置され、しかも前記冷却手段にて冷却され
た冷却材を前記炉心にスプレイするスプレイヘツ
ダとを有し、前記高圧系統が、容器内に充填され
ている冷却材を昇圧する第２のポンプと、前記第
２のポンプから吐出された冷却材を前記原子炉容
器内であつてしかも前記シユラウドの外側に供給
する管路とを有することを特徴とする原子炉非常
用炉心冷却装置であつて、本発明はこのような構
成要件を備えることにより、格納容器スプレイ系
が不要になり、原子炉非常用炉心冷却装置の系統
構成が単純化出来、さらに原子炉非常用炉心冷却
装置の容量を低減できるとともに原子炉の高温待
機時の炉心冷却性能を向上できる。

［発明の実施例］ BWRに適用した本発明の好適な一実施例であ
る非常用炉心冷却装置を第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及び２、隔離時冷却
系の機能及び非常時炉心冷却の機能を有した
ECCS高圧系（以下RCICと称す）３、LPCS４及
び５、ADS１８から構成されている。尚、
HPFL１及び２の系統構成は第１０図に示した
HPCS１７と基本的には変らない。しかし、
HPFL１及び２は第１図に示すように炉心シユラ
ウド５０外に注水する構造としている。LOCA時
のHPFL１及び２から原子炉圧力容器１０内に流
入した冷却水は、原子炉圧力容器１０と炉心シユ
ラウド５０との間の環状間隙５４を下降し、ジエ
ツトポンプ５１を通つて原子炉圧力容器１０内の
下部プレナム５３にに達する。

HPFL１及び２にて冷却材を供給し続けると、
その冷却水によつて下部プレナム５３及び炉心シ
ユラウド５０内にある炉心５２が冠水される。

また、HPFL１及び２はRCIC３のバツクアツ
プとして機能する。すなわち、HPFL１及び２
は、原子炉スクラム後のまだ炉心が熱い原子炉の
高温待機に作動する。この高温待機時において炉
心５２は、冷却水の自然循環（炉心５２、気水分
離器５５、環状間隙５４、ジエツトポンプ５１、
下部プレナム５３及び炉心５２からなる閉ループ
における冷却水の循環流）により冷却される。原
子炉の高温待機時におけるHPFL１及び２の作動
によつて環状間隙５４に冷水を注入する事によ
り、前述の冷却水の自然循環流量が増加する。従
つて、高温待機時におけるHPFL１及び２の作動
により、炉心冷却性能が著しく向上する。

本実施例の非常用炉心冷却装置は、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第２図に示すよ
うに区分、区分、区分の３つの区分にそれ
ぞれ設けられ、各区分にそれぞれ高圧系のECCS
が設置されている。この高圧系のうち、RCIC３
は、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によつて駆動される。一方、
HPFL１，２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HPFL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LPCSポン
プ１３及び１４はRHR（残留熱除去系）ポンプと
しても用いられる。このため、LPCS４及び５
は、LOCA時に、ECCSのLPCSに要求される炉
心冷却機能と従来の原子炉格納容器スプレイ系に
要求されていた燃料破損部からの放出よう素など
の核分裂生成物（以下EPという）のスプレイに
よる除去（たたき落とし）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。

LOCA時に炉心が露出し、燃料棒が破損して燃
料棒内のEPが放出された場合、従来は格納容器
スプレイ系から放出された冷却水によつて、原子
炉圧力容器１０から格納容器のドライウエル３７
に放出されたEPをドライウエル３７内で除去し
ていた。しかし、本実施例は、LOCA直後の原子
炉圧力容器１０内の圧力が高い状態下ではまだ燃
料棒からのEPの放出がないこと、及びその後の
原子炉圧力容器１０内の圧力が十分低下した減圧
状態での長期にわたる炉心冷却時ではECCSの作
動及び長期の冷却に格納容器スプレイ冷却系の作
動が必要であつたことに着目し、LPCS４及び５
に熱交換器（冷却器として機能する）１５及び１
６を設け、LPCS４及び５により炉心シユラウド
５０内に熱交換器１５及び１６で冷却された冷却
水スプレイするこによつてそのスプレイ水による
EP除去を原子炉圧力容器１０内で行なえると共
に、かつ原子炉圧力容器１０の減圧状態下での長
期にわたる炉心冷却がLPCS４及び５によつて実
施できる構成とした。これにより、事故後の事象
の適格な判断とこれに基づく運転員による切換操
作が不要となつて運転員の負担が軽減され、しか
も従来の格納容器スプレイ系が不要になるので非
常用炉心冷却装置の系統構成が著しく単純化され
る。

さらに、炉心シユラウド５０内で炉心５２の上
方に配置されたLPCS４及び５のスプレイ・ヘツ
ダ３５への冷い冷却水の供給は、LOCA時に原子
炉圧力容器１０内の圧力及び温度が十分低下した
後に行われる。従つて、原子炉隔離事象時におけ
る高温・高圧下でLPCS４及び５が作動しなくな
つたので、LPCS４及び５のスプレイ・ヘツダ３
５の熱疲労を回避できる。

第２図は本実施例の系統構成を示している。

HPFL１，２は、LOCA時及び原子炉の高温待
機時とも、原子炉水位「低」または格納容器（ド
ライウエル３７）圧力「高」の信号で作動を開始
する。HPFL１及び２は、第６図のHPCSポンプ
３２と同じ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内の水またはサプレ
ツシヨン・チエンバ３６のプール水を昇圧した後
に冷却水として原子炉圧力容器１０内に供給す
る。この冷却水は、前述したように環状間隙５４
及びジエツトポンプ５１を介して下部プレナム５
３に達し、炉心を冠水する。このようにして炉心
５２が冷却される。HPFL１及び２は、原子炉水
位「高」の信号で停止する。RCIC３は、高圧時
での非常用炉心冷却機能と隔離時での炉心冷却機
能の両機能を有している。RCIC３は、原子炉圧
力容器１０内の蒸気の一部を用いて回転するター
ビン１１によつて駆動されるRCICポンプ１２に
より、復水貯蔵タンク９内の水またはサプレツシ
ヨン・チエンバ３６のプール水を冷却水として環
状間隙５４及び下部プレナム５３を介して炉心５
２に供給する。これにより炉心５２が冷却され
る。RCIC３は、LOCA時及び原子炉の隔離時と
も、HPFL１，２の作動開始、停止の場合と同じ
信号で駆動される。RCICポンプ１２の駆動は、
全電源喪失時でも駆動可能な蒸気タービン１１を
用いているが、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助長性を持たせているため
である。

LPCS４及び５は、原子炉水位「低」または格
納容器（ドライウエル３７）圧力「高」の信号で
作動を開始される。LPCS４及び５は、 HPFL１及び２の作動開始及び停止の場合と同じ
信号によつて駆動されるLPCSポンプ１３及び１
４により、サプレツシヨン・チエンバ３６のプー
ル水を炉心シユラウド５０内で炉心５２の上方に
設けられたLPCS４及び５のスプレイ・ヘツダ３
５のノズルから炉心５２内の燃料集合体上にスプ
レイする。これにより、炉心５２が冷却される。
その後、炉心５２内にスプレイされた水は、再び
サプレツシヨン・チエンバ３６内に戻り、熱交換
器１５及び１６によつて冷却された後、再び炉心
５２内にスプレイされる。

第３図に従来例における原子炉圧力容器の縦断
面と本実施例における原子炉圧力容器の縦断面を
比較して示す。

第３図の左半分が、従来例における原子炉圧力
容器の例である。４０が主蒸気（MS）配管、４
１が給水（FDW）配管、４２が炉心スプレイ
（HPCS、LPCS）配管、４３がLPCI配管、４４
が再循環ループ（PLR）の吸込み配管である。
第３図の右半分が、本実施例の非常用炉心冷却装
置を適用した原子炉圧力容器１０の例である。こ
の原子炉圧力容器１０は、第１図の場合と異な
り、インターナルポンプ４７を用いた場合の例を
示している。４５がHPFL配管、４６がLPCS配
管である。本実施例の特徴は、高圧系のHPFL配
管４５のノズルの位置が従来例におけるHPCS配
管４２のノズル（原子炉圧力容器内での開口部）
の位置より大巾に上（炉心シユラウド５０より上
方）に配置され、給水配管４１のノズルに近づい
ている点である。

従来例では、高圧系のECCSは炉心シユラウド
内側に冷却水を注入（スプレイ）していたので、
原子炉圧力容器内でその高圧系のECCS配管の冷
却水放出口の炉心シユラウドより上方に設けるこ
とができず、高圧系のECCS配管の破断を想定し
た場合に破断口位置が低くなることをECCSの大
容量化によつてカバーせざるを得なかつた。

原子炉圧力容器またはそれに接続された配管の
破断口位置が下になる程、原子炉圧力容器内の冷
却水の放出量が多くなるので事故として厳しい条
件となり、また高圧系の非常用炉心冷却系配管の
破断程、原子炉圧力容器内水位の回復が遅れるの
で厳しい条件となる。しかし、高圧系の非常用炉
心冷却系配管の破断時での破断口位置が高い本実
施例では、固有の安全性が増しており、ECCS容
量の低減（ECCSにより原子炉圧力容器１０内に
供給可能な冷却水流量の低減）を可能ならしめて
いる。これにより、ECCSのポンプ及びモータ容
量及び配管径の減少が図れ、原子炉非常用炉心冷
却装置がコンパクトになる。

第４図に高圧系のECCS配管の破断時（破線）
と低圧系のECCS配管の破断時（実線）の解析例
を参考として示す。これによつても、高圧系の破
断程、原子炉圧力容器内水位の回復が遅れて厳し
い条件になる事がわかる。

このように本実施例の原子炉非常用炉心冷却装
置は、高圧のECCSが３系統（HPFLが２系統、
RCICが１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（LPCS）が付加されている。また、本実
施例の原子炉非常用炉心冷却装置の特徴的点は、
LPCS４及び５に冷却器である熱交換器１５及び
１６を設け、高圧系のECCSを全て原子炉圧力容
器１０内であつてしかも炉心シユラウド５０の外
側に注水する様にした事である。このような本実
施例は、BWRプラントの信頼性ならばに安全性
を低下することなく炉心冷却能力を大幅に向上で
き、前述したようにECCS容量を大幅に低減する
ことができる。また、格納容器スプレイ系が不要
になると共に、格納容器スプレイ系への切換え操
作も不要になる。さらに、ADSに関しては高圧
系のECCS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。

［発明の効果］本発明の原子炉非常用炉心冷却装置によれば、
冷却手段にて冷却された冷却材を原子炉容器内で
しかも炉心上方でスプレイすることによつて格納
容器スプレイ系の機能を発揮できるので、格納容
器スプレイ系が不要に成り、さらには、高圧系統
からの冷却材をシユラウドの外側に供給して炉心
への自然循環流量を増加して炉心冷却性能を向上
することが出来るから、原子炉非常用炉心冷却装
置の系統構成が単純化出来てしかも冷却性能が高
い原子炉非常用炉心冷却装置が提供できる。

【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図は本発明における原子炉圧力
容器配管ノズル位置の説明図、第４図は破断条件
による原子炉水位変化の比較説明図、第５図は
BWRの従来の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……ECCS高圧系、
４，５……低圧炉心スプレイ系、７，８……
HPFLポンプ、９……復水貯蔵タンク、１０……
原子炉圧力容器、１１……タービン、１２……
RCICポンプ、１３，１４……LPCSポンプ、１
５，１６……熱交換器、３６……サプレツシヨ
ン・チエンバ、３７……ドライウエル、５０……
炉心シユラウド、５２……炉心。

Claims

【特許請求の範囲】

１原子炉容器内に冷却材を供給する高圧系統及
び低圧系統を有する原子炉非常用炉心冷却装置に
おいて、前記低圧系統が、冷却手段と、容器内に
充填されている冷却材を前記冷却手段に供給する
第１のポンプと、前記原子炉容器の炉心を取囲む
シユラウド内で前記炉心の上方に設置され、しか
も前記冷却手段にて冷却された冷却材を前記炉心
にスプレイするスプレイヘツダとを有し、前記高
圧系統が、容器内に充填されている冷却材を昇圧
する第２のポンプと、前記第２のポンプから吐出
された冷却材を前記原子炉容器内であつてしかも
前記シユラウドの外側に供給する管路とを有する
ことを特徴とする原子炉非常用炉心冷却装置。