JPH0571919B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 ［発明の目的］ （産業上の利用分野） 本発明は、沸騰水型原子炉（以下BWRとい
う）、あるいは加圧水型原子炉（以下PWRとい
う）等の原子炉において、冷却水を原子炉圧力容
器内に注入する冷却水注入装置に係り、特に従来
の常用系・待機系の概念と異なり、常用系の延長
に待機系があつて全ての機器が通常時から作動し
ているものに関する。

（従来の技術） BWRは一般に以下のような構成をなしてい
る。すなわち原子炉圧力容器内には炉心及び冷却
水が収容され、上記冷却水は炉心を上方に向つて
流通し、その際炉心の核反応熱により昇温する。
昇温した冷却水は水と蒸気との二相流状態とな
り、炉心の上方に設置された気水分離器内に導入
される。この気水分離器内に導入された冷却水は
そこで気水分離されて、分離された内の蒸気は気
水分離器の上方に設置された蒸気乾燥器内に導入
される。この蒸気乾燥器内に導入された蒸気はそ
こで乾燥されて乾燥蒸気となる。この乾燥蒸気は
上記原子炉圧力容器に接続された主蒸気配管を介
してタービン系に移送されて発電に供される。タ
ービン系にて仕事をなした蒸気は復水器内に導入
されて凝縮・液化されて復水となり、復水浄化装
置及び給水系を介して上記原子炉圧力容器内に戻
される。一方前記気水分離器にて分離された水は
ダウンカマ部を流下して上記給水と混合して、再
度炉心の下方に供給される。以下同様のサイクル
を繰返す。

ところで、かかる構成をなすBWRにおいて、
いかなる状況下においても冷却水が炉心を覆つて
いることが必要であり、そうでなければ、炉心を
構成する複数の燃料集合体が昇温して、最悪の場
合には燃料集合体が溶融することも予想される。
そこでBWRにあつては、種々の仮想事故を想定
し、そのような仮想事故が発生しても確実に安全
性の確保がなされるようになつている。その１つ
として、原子炉圧力容器に接続されている各種配
管の破断事故がある。このような配管破断事故が
発生した場合には、冷却水が大量に流出して、原
子炉圧力容器内において、炉心が露出することが
予想される。このように炉心が露出した場合に
は、炉心の上部が蒸気中にさらされることにな
り、既に述べたように炉心を構成する燃料集合体
の温度は上昇して、前述した燃料集合体の溶融と
いう事態が起ることも考えられる。

そこで、かかる配管破断事故、それによる冷却
水の大量流出に対して、非常用炉心冷却系
（Emergency Core Colling System、以下ECCS
という）が設置されている。以下このECCSの構
成を第４図を参照して説明する。第４図はECCS
系の１つである非常用炉心スプレイ系の構成を示
す図であり、図中符号１は原子炉格納容器であ
る。この原子炉格納容器１内は隔壁２により上方
のドライウエル３と、下方の圧力抑制プール４と
に二分されている。上記ドライウエル３内には原
子炉圧力容器５が設置されている。この原子を圧
力容器５内には冷却水６及び炉心７が収容されて
いる。上記冷却水６のサイクルについては前述し
た通りである。一方、上記圧力抑制プール３内に
はプール水８が収容されている。上記圧力制御プ
ール４と原子炉圧力用器５との間には配管９が上
記原子炉格納容器１を貫通して配設されており、
この配管９には炉心スプレイポンプ１０が介挿さ
れている。上記配管９先端、すなわち原子炉圧力
容器５内には炉心スプレイスパージヤ機構１１が
接続されている。非常時にはこの炉心スプレイス
パージヤ機構１１を介して上記炉心スプレイポン
プ１０により吸引・加圧されたプール水８が炉心
７に向つて噴射され、それによつて炉心７が冷却
される。尚図中符号１２乃至１５は自動弁であ
り、又符号１６は逆止弁である。

上記構成によると以下のような問題がある。す
なわち、上述したECCS系はいわゆる待機系であ
り、従つて常時は何等使用されることはない。こ
のように通常時には何等使用されることのない待
機系が万一の事故発性時に確実に動作することは
原子炉の安全性を高める上で極めて重要なことで
ある。しかしながら通常時には何等動作しないと
いう意味では、常用系との間には大きな不連続が
存在することになる。

これはECCS系内部の構成についてもいえるこ
とである。すなわち炉心スペレイポンプ１０の電
源は系統内常用電源を使用することになつている
が、万一この系統内常用電源を喪失した場合に
は、デイーゼル発電機により駆動する構成となつ
ている。このデイーゼル発電機も待機系であり、
上記系統常用電源を喪失した場合に始めて起動さ
れるものである。したがつて常用系である系統内
電源との間に大きな不連続性が存在することとな
る。

（発明が解決しようとする問題点） このように従来の構成では、常用設備と待機系
設備との間に大きな不連続性があるわけである
が、このようなシステムの下で万一の事故発生時
に待機系設備が規定通り動作することが非常に重
要な問題であり、本発明はこのような点に基づい
てなされたものでその目的とするところは、従来
の待機系の概念を変更することにより常用系と待
機径との間に介在する大きな不連続性をなくし、
常用系の延長に待機系を配置することにより万一
の事故発生時にも高い信頼性で機能して、原子炉
の安全性を確実に確保することが可能な冷却水注
入装置を提供することにある。

［発明の構成］ （問題点を解決するための手段） すなわち本発明による冷却水注入装置は、炉心
を収容する原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容
器に接続され冷却水を原子炉圧力容器内に供給す
る冷却水供給配管と、この冷却水供給配管に介挿
された給水ポンプと、上記原子炉圧力容器と給水
ポンプとの間の上記冷却水供給配管に介挿された
ジエツトポンプと、上記給水ポンプの吐出側の冷
却水供給配管から分岐され冷却水の一部を駆動水
として上記ジエツトポンプに供給する駆動水供給
配管と、この駆動水供給配管に介挿された高圧タ
ンクと、この高圧タンクと上記ジエツトポンプと
の間の駆動水供給配管に介挿された駆動水供給ポ
ンプと、この駆動水供給ポンプを駆動し上記給水
ポンプがその機能を喪失するような仮想事故が発
生した場合であつても上記駆動水供給ポンプを駆
動させ得る駆動水供給ポンプ駆動機構とを具備し
たことを特徴とするものである。

（作用） つまり、ジエツトポンプに駆動水を供給する駆
動水供給ポンプは駆動機構により駆動され、この
駆動機構は通常時はもとより給水ポンプがその機
能を損失するような仮想事故が発生した場合で
も、継続して駆動水供給ポンプを駆動させ得るも
のでる。そして給水ポンプから吐出された給水の
一部は高圧タンク及び駆動水供給ポンプを介して
ジエツトポンプに駆動水として供給される。ジエ
ツトポンプはこの駆動水により駆動されて給水ポ
ンプからの残りの給水を吸引して、原子炉圧力容
器内に供給する。つまり上記給水ポンプはもとよ
り、ジエツトポンプ、駆動水供給ポンプ、この駆
動水供給ポンプの駆動機構も全て、通常運転時か
ら動作を行なつているものであり、従来の待機系
のように事故が発生して始めてその動作を開始す
るといつたものではない。

次に上記仮想事故（例えば冷却喪失事故）が発
生した場合であるが、この場合には給水ポンプは
その駆動を停止される。しかしながら駆動水供給
ポンプは駆動機構によりその駆動を継続され、高
圧タンク内に貯蔵されている駆動水を供給し続け
る。したがつてジエツトポンプは給水ポンプが停
止した後であつてもその動作を継続し、原子炉圧
力容器内に給水を供給することになる。したがつ
て原子炉圧力容器内には冷却水が供給され、よつ
て冷却水の供給が停止して炉心が冷却水から露出
してしまうこともない。

（実施例） 以下第１図を参照して本発明の第１の実施例を
説明する。第１図は本実施例による冷却水注入装
置の構成を示す図であり、図中符号１０１は原子
炉圧力容器である。この原子炉圧力容器１０１内
には冷却水１０２と炉心１０３が収容されてい
る。この炉心１０３は図示しない複数の燃料集合
体及び制御棒等から構成されている。上記原子炉
圧力容器１０１には給水配管１０４が接続されて
おり、この給水配管１０４には給水ポンプ１０５
が介挿されている。この給水ポンプ１０５は主蒸
気により駆動するタービンにより回転されるもの
である。上記給水配管１０４の原子炉圧力容器１
０１と給水ポンプ１０５との間にはジエツトポン
プ１０６が介挿されている。又上記給水ポンプ１
０５の吐出側の給水配管１０４からは上記ジエツ
トポンプ１０６に駆動水を供給する駆動水供給配
管１０７が分岐されている。この駆動水供給配管
１０７には上記給水ポンプ１０５側から高圧タン
ク１０８、及び駆動水供給ポンプ１０９が順次介
挿されている。上記駆動水供給ポンプ１０９には
図示しないプラント内補助ボイラからの蒸気で駆
動するタービン１１０が連結されており、駆動水
供給ポンプ１０８はこのタービン１１０により駆
動される。上記給水ポンプ１０５からは給水の10
％程度が上記駆動水供給配管１０７側に供給さ
れ、残りの90％程度の給水はそのまま給水配管１
０４側を流通していく。尚図中符号１１１は主蒸
気配管であり、原子炉圧力容器１０１内にて発生
した蒸気は乾燥されてこの主蒸気配管１１１を介
して図示しないタービン系に移送され発電に供さ
れる。

以上の構成を基にその作用を説明する。まず給
水ポンプ１０５からの給水の内略１０程度が駆動
水供給配管１０７側に流通し、高圧タンク１０８
内に供給される。高圧タンク１０８内の給水は駆
動水供給ポンプ１０９により加圧されてジエツト
ポンプ１０６に駆動水として供給される。かかる
駆動水の供給によりジエツトポンプ１０６が駆動
して、給水配管１０４側から流通してくる残り90
％の給水を吸引する。そしてこれを給水配管１０
４を介して原子炉圧力容器１０１内に供給する。
原子炉圧力容器１０１内に供給された給水は従来
例の説明で既に述べたように炉心１０３を上方に
向つて流通していく。このように通常運転時にあ
つて、第１図に示した全ての機器が駆動状態にあ
り、従来の待機系の概念に相当する構成はない。

次に冷却材喪失事故が発生した場合について説
明する。この場合には系統内常用電源が喪失され
るとともに主蒸気圧力が低下して、給水ポンプ１
０５は停止してしまう。しかしながら高圧タンク
１０８内には相当量の駆動水が貯蔵されており、
かつ駆動水供給ポンプ１０９はタービン１１０に
より上記系統内常用電源の喪失とは関係なくその
駆動を継続される。したがつてジエツトポンプ１
０６には駆動水が継続して供給され、よつてジエ
ツトポンプ１０６はその動作を継続する。このジ
エツトポンプ１０６の動作の継続により給水は継
続して行われることになる。よつて冷却材喪失事
故が発生した場合であつても、原子炉圧力容器１
０１への給水は行われ、給水が停止して炉心１０
３が露出するといつた事故は未然に防止される。

以上本実施例によると以下のような効果を奏す
ることができる。

まず、本実施例の場合には、従来のように常
用系と待機系を設置して、この待機系を常時は
停止させておくという構成ではなく、全ての機
器が通常時から起動している。そして冷却材喪
失事故が発生した場合には、給水ポンプ１０５
が運転を停止するだけで、その他の機器はその
まま動作を継続して給水を行なう。つまり、従
来のような常用系と待機系との間に大きな不連
続性があるといつた構成ではなく、常用系の延
長に待機系があるので、信頼性が高く、万一の
事故に対しても確実に動作して原子炉の安全性
を確実に維持する。

次に、給水ポンプ１０５の能力であるが、こ
れは従来のように給水ポンプ１０５単独で給水
する場合とは異なり、少なくともジエツトポン
プ１０６の吸込口まで冷却水を搬送するだけの
能力があれば十分である。したがつて給水ポン
プの能力としても従来のものより小さくて済
み、設備の小型化はもとより建設コストの低減
を図ることができる。

次に第２図を参照して第２の実施例を説明す
る。この第２の実施例は、駆動水供給ポンプ１０
９の駆動機構の構成の変形を示すものである。第
２図中符号１１１は系統内常用電源であり、上記
駆動水供給ポンプ１０９の駆動モータには上記系
統内常用電源１１１からバツテリ１１２を介して
給電される。さらに上記バツテリ１１２にはバツ
クアツプとしてデイーゼル発電機１１３が接続さ
れている。

上記構成によると、通常時には系統内常用電源
１１１からバツテリ１１２を介して駆動水供給ポ
ンプ１０９の駆動モータに電源が供給される。こ
れに対して上記系統内常用電源１１１を喪失した
場合には、バツテリ１１２から電源が供給され
る。バツテリ１１２に充電されている電力を駆動
水供給ポンプ１０９の駆動モータに供給し、それ
によつて駆動水供給ポンプ１０９の動作を継続さ
せる。そしてバツテリ１１２に充電されている電
力を消費しても系統内常用電源が回復しない場合
には、デイーゼル発電機１１３により電源を供給
することになる。したがつて前記第１の実施例の
場合と同様の効果を奏することができる。

次に第３図を参照して第３の実施例を説明す
る。この第３の実施例は、超電導エネギ貯蔵装置
１１４を設置するものである。すなわち通常時に
は系統内常用電源１１１から駆動水供給ポンプ１
０９の駆動モータに電源が供給される。そして、
万一系統内常用電源１１１を喪失した場合には、
上記超電導エネルギ貯蔵装置１１４から駆動水供
給ポンプ１０９の駆動モータに電源を供給する。
したがつてこの第３実施例の場合にも前記第１及
び第２実施例の場合と同様の効果を奏すことがで
きる。

尚、本発明は前記第１乃至第３実施例に限定さ
れるものではなく、例えば炉内蒸気によつて駆動
されるステイームインジエクタを採用してもよ
い。このステイームインジエクタは、ジエツトポ
ンプの原理により高圧蒸気で水を高圧タンクに注
入するものである。

［発明の効果］ 以上詳述したように本発明による冷却水注入装
置によると、従来のように常用系と待機系とで装
置を構成して、待機系については通常時は何等動
作せず、事故発生時のみ駆動させるといつた構成
ではなく、全ての機器が通常時から起動している
構成であるので、従来のように常用系と待機系と
の間に大きな不連続性が存在することがなく、万
一の事故発生に対しても高い信頼性で機能させる
ことができる。したがつてプラントの安全性は大
幅に向上する。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の第１の実施例を示す冷却水注
入装置の構成図、第２図は第２の実施例を示す冷
却水注入装置の一部構成図、第３図は第３の実施
例を示す冷却水注入装置の一部構成図、第４図は
従来例の説明に使用した図で、非常用炉心冷却系
の構成図である。 １０１……原子炉圧力容器、１０２……冷却
水、１０３……炉心、１０４……給水配管、１０
５……給水ポンプ、１０６……ジエツトポンプ、
１０７……駆動水供給配管、１０８……高圧タン
ク、１０９……駆動水供給ポンプ、１１０……デ
イーゼル発電機。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 炉心を収容する原子炉圧力容器と、この原子
   炉圧力容器に接続され冷却水を原子炉圧力容器内
   に供給する冷却水供給配管と、この冷却水供給配
   管に介挿された給水ポンプと、上記原子炉圧力容
   器と給水ポンプとの間の上記冷却水供給配管に介
   挿されたジエツトポンプと、上記給水ポンプの吐
   出側の冷却水供給配管から分岐され冷却水の一部
   を駆動水として上記ジエツトポンプに供給する駆
   動水供給配管と、この駆動水供給配管に介挿され
   た高圧タンクと、この高圧タンクと上記ジエツト
   ポンプとの間の駆動水供給配管に介挿された駆動
   水供給ポンプと、この駆動供給ポンプを駆動し、
   上記給水ポンプがその機能を喪失するような仮想
   事故が発生した場合であつても上記駆動水供給ポ
   ンプを駆動させ得る駆動水供給ポンプ駆動機構と
   を具備したことを特徴とする冷却水注入装置。 ２ 上記駆動水供給ポンプ駆動機構は、プラント
   内補助ボイラからの蒸気で駆動するタービンであ
   ることを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の
   冷却水注入装置。 ３ 上記駆動水供給ポンプ駆動機構は、前記系統
   内常用電源又は系統外電源からバツテリを介して
   給電される駆動モータであることを特徴とする特
   許請求の範囲第１項記載の冷却水注入装置。 ４ 上記駆動水供給ポンプ駆動機構は、前記系統
   内常用電源又は系統外電源から超電導エネルギ貯
   蔵装置を介して給電される駆動モータであること
   を特徴とする特許請求の範囲第１項記載の冷却水
   注入装置。