JPH0693033B2 - 原子炉格納容器冷却スプレイ系 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の技術分野〕 本発明は原子力発電プラントの事故時に原子炉格納容器
内を冷却・減圧する原子炉格納容器冷却スプレイ系に係
り、特に機器仮置プールのプール水の重力落下を利用し
て原子炉格納容器内を冷却する原子炉格納容器冷却スプ
レイ系に関する。

〔発明の技術的背景とその問題点〕

沸騰水型原子力発電プラントは第２図に示すように構成
され、原子炉建屋１内に原子炉圧力容器２を収容した原
子炉格納容器３が格納される。原子炉格納容器３の下部
にはサプレッションチャンバ４が画成されるとともに、
その上方に機器仮置プール５が設置される。機器仮置プ
ール５は図示しない密閉蓋で密閉された密閉構造に構成
される。

この種の原子力発電プラントにおいて、原子炉冷却材喪
失事故が万一生じると、原子炉格納容器３内に高温・高
圧の冷却材が漏出し、原子炉格納容器３内の圧力が異常
に上昇する恐れがある。原子炉格納容器３内の圧力が上
昇した場合、原子炉の安全性が損われるため、安全性の
見地からサプレッションプール４のプール水4aを利用
し、原子炉格納容器３内を冷却し、減圧している。

原子炉格納容器３内の冷却・減圧は、非常用炉心冷却系
の一系統である残留熱除去系（以下、RHRという。）を
介して行なわれる。RHRは、例えば図示しない原子炉再
循環系に接続され、RHRポンプ６によりサプレッション
プール水4aが供給されるRHR熱交換器７を有する。この
熱交換器７でサプレッションプール水4aはRHR冷却水配
管８を通る冷却水により冷却された後、RHR吐出配管９
を経て原子炉格納容器３のドライウェル10に配設された
ドライウェルスプレイ配管11に送られ、ドライウェル10
内を冷却し、減圧している。RHR吐出配管９には電動弁1
2,13が設けられる一方、電動弁12の上流側からRHR吐出
分岐配管9aが分岐され、この分岐配管9aは電動弁14を介
してサプレッションチャンバ４の気相部に配設されたサ
プレッションプールスプレイ配管15に接続され、サプレ
ッションチャンバ４内を冷却可能に形成される。

このように、従来の原子炉格納容器冷却スプレイ系は、
非常用炉心冷却系と兼用され、非常用炉心冷却系の残留
熱除去系を利用して設けられ、残留熱除去系のRHRポン
プ６およびRHR熱交換器７を利用してサプレッションプ
ール水を冷却し、冷却されたサプレッションプール水を
スプレイ配管11,15からスプレイして原子炉格納容器３
内を冷却し、減圧している。

しかしながら、原子炉格納容器３内の冷却・減圧のため
に、非常用炉心冷却系をその都度運転員が切換操作して
原子炉格納容器３内の冷却を行なわなければならず、運
転員にとっと大きな負担となっていた。

一方、原子力発電プラントは燃料交換のために定期的に
運転が停止せしめられる。原子力発電プラントの運転停
止時に、原子炉の炉内構造物である蒸気乾燥器や気水分
離器等を仮置するために、機器仮置プール（D/Sピッ
ト）５が設置される。機器仮置プール５に貯蔵されるプ
ール水は、燃料交換時には利用されるが、通常時には必
ずしも有効的に利用されていなかった。

〔発明の目的〕

本発明は上述した事情を考慮してなされたもので、機器
仮置プールに常時プール水を貯蔵させ、このプール水を
原子炉格納容器の冷却・減圧用水源として積極的に利用
し、かつ機器仮置プールのスペース利用を有効的に図る
ことができるようにした原子炉格納容器冷却スプレイ系
を提供することを目的とする。

本発明の他の目的は、原子炉格納容器の冷却・減圧作用
を重力落下方式で行なってポンプ等の動力源を不要とす
るとともに、非常用炉心冷却系から独立した冷却スプレ
イ系として簡素で信頼性の高い原子炉格納容器冷却スプ
レイ系を提供することにある。

〔発明の概要〕

本発明に係る原子炉格納容器冷却スプレイ系は、原子炉
建屋に格納される原子炉格納容器の上方に密閉蓋で密閉
された機器仮置プールを設ける一方、この機器仮置プー
ルのプール水を水源とする原子炉格納容器冷却スプレイ
系を非常用炉心冷却系から独立して構成し、上記原子炉
格納容器冷却スプレイ系は、前記機器仮置プールの気相
部と上記原子炉格納容器のドライウェルとを均圧管で連
絡するとともに、上記原子炉格納容器内にスプレイ配管
を配設し、このスプレイ配管を機器仮置プールの下部に
プール水案内配管で接続し、前記均圧管およびプール水
案内管にラプチャディスクを備え、このラプチャディス
ク下流側のプール水案内配管に圧力スイッチおよび爆発
弁を順次配設して構成し、上記爆発弁は圧力スイッチに
より作動制御されたものである。

〔発明の実施例〕

以下、本発明に係る原子炉格納容器冷却スプレイ系の一
実施例について添付図面を参照して説明する。

第１図は、本発明に係る原子炉格納容器冷却スプレイ系
を備えた沸騰水型原子力発電プラントを示し、この原子
力発電プラントは原子炉建屋20内に原子炉圧力容器21を
収納した原子炉格納容器22が格納される。原子炉格納容
器22の下部にはサプレッションチャンバ23が画成される
とともに、その上方に炉内構造物である蒸気乾燥器や気
水分離器等を仮置する機器仮置プール（D/Sピット）24
が設置される。原子炉格納容器22内はドライウェル25と
して形成され、このドライウェル25はベント管26を介し
て下部ドライウェル27やサプレッションプール23に連通
される。

一方、ドライウェル25の上部にはドライウェルスプレイ
配管30が配線される一方、サプレッションチャンバ23の
気相部にもサプレッションプールスプレイ配管31が配設
され、これらのスプレイ配管30,31からスプレイされる
冷却水により、原子炉格納容器22のドライウェル25,27
およびサプレッションチャンバ23が冷却され、減圧され
るようになっている。

原子炉格納容器22内のドライウェル25は、機器仮置プー
ル24の気相部に均圧管である圧力イコライザ管33を介し
て連絡される。圧力イコライザ管33にはラプチャーディ
スク34が非常時開放手段として設けられており、このラ
プチャーディスク34はドライウェル25側の圧力が何らか
の原因で上昇し、設定圧力に達すると破裂し、ドライウ
ェル25は機器仮置プール24に連通する流路が形成され、
機器仮置プール24の気相部はドライウェル25の圧力と均
一になる。

また、機器仮置プール24の下部、望ましくは底部にプー
ル水案内配管36が設けられ、このプール水案内配管36は
ドライウェルスプレイ配管30に接続される。プール水案
内配管36にはラプチャーディスク37、圧力スイッチ38お
よびバルブとしての爆発弁39が順次設けられる。ラプチ
ャーディスクの下流側からプール水案内分岐配管36aが
分岐されており、この案内分岐配管36aはサプレッショ
ンプールスプレイ配管31に接続され、この案内分岐配管
36aにもバルブとしての爆発弁40が設けられ、これらの
爆発弁39,40は圧力スイッチ38により作動制御される。

具体的には、ラプチャーディスク37はその機器仮置プー
ル側（上流側）圧力がドライウェル内の設定圧力上昇分
に水頭圧力を加えた値に達すると、破裂して流路を形成
する。この流路形成により、爆発弁39,40の上流側には
プール水の水頭圧力に相当する圧力が加圧され、この水
頭差分圧力を圧力スイッチ38が感知すると、爆発弁39,4
0のプラグが点火して爆発弁39,40は開となり、機器仮置
プール24のプール水24aは重力落下作用を受けて各スプ
レイ配管30,31に案内され、スプレイ配管30,31からスプ
レイされるようになっている。このようにして、原子路
格納容器冷却スプレイ系を図示しない非常用炉心冷却系
から独立して構成することができる。

さらに、機器仮置プール24には逆止弁43および電動弁44
を備えた補給水配管45が臨んでおり、この補給水配管45
により、補給水を機器仮置プール24に補給する補給水供
給系が構成され、機器仮置プール24内に貯蔵されるプー
ル水の不足分が補給される。

次に、原子炉格納容器冷却スプレイ系の作用について説
明する。

原子力発電プラントに万一原子炉冷却材喪失事故が発生
すると、原子炉圧力容器21の冷却材が原子炉格納容器22
内に放出され、原子炉格納容器22内の気相部（ドライウ
ェル25、サプレッションチャンバ23の気相部および下部
ドライウェル27）の温度や圧力が上昇する。原子炉格納
容器22内の圧力・温度は原子力発電プラントの安全性の
見地から、設計圧力、温度以下に抑制する必要がある。

この原子炉格納容器冷却スプレイ系においては、原子炉
格納容器22内の圧力が上昇すると、圧力イコライザ管33
のラプチャーディスク34下流側も圧力上昇する。この圧
力上昇が予め設定された圧力に達するとラプチャーディ
スク34は破裂して機器仮置プール24の気相部への流路が
形成され、機器仮置プール24の気相部は圧力上昇してド
ライウェル25の圧力と均一になる。

そして、機器仮置プール24の気相部が圧力上昇し、プー
ル水案内配管36のラプチャーディスク37の上流側が所定
の上昇分にプール水の水頭圧力を加えた圧力値に達する
と、ラプチャーディスク37は破裂して流路を形成する。
この流路形成により、爆発弁39,40の上流側はプール水
の水頭（ヘッド）圧力に相当する圧力が加えられる。こ
の圧力を圧力スイッチ38が感知すると、爆発弁39,40は
プラグが点火されて開となり、機器仮置プール24内のプ
ール水24aが重力による自然落下作用を受けてプール水
案内配管36およびプール水案内分岐配管36aを通り、各
スプレイ管30,31に案内され、ドライウェル25,27および
サプレッションチャンバ23内にスプレイされる。このス
プレイによりドライウェル25やサプレッションチャンバ
23内は上昇した原子路格納容器22内の圧力および温度を
抑えることができる。

その際、機器仮置プール24に貯蔵された初期プール水量
だけでは、原子炉格納容器22内の冷却が不十分である場
合には、電動弁44を開き、補給水配管45を通してプール
水を補給する。

また、ドライウェル25の圧力が圧力イコライザ管33を通
して機器仮置プール24の空間に放出されるため、その放
出相当分だけ、原子炉格納容器22内の圧力を減圧でき
る。さらに、主蒸気管の破断事故等を想定した場合、原
子炉格納容器22内に放出された主蒸気は、圧力イコライ
ザ管33に案内されて機器仮置プール24に案内され、ここ
で凝縮されるので、減圧効果を高めることができる。

なお、本発明の一実施例においては、機器仮置プールか
らのプール水案内配管およびその案内分岐配管に爆発弁
をそれぞれ備えた例について説明したが、爆発弁はプー
ル水案内配管の上流側に設置することにより、１個でも
よく、必ずしも２個設置する必要がない。この場合、プ
ール水案内配管およびその案内分岐配管に流れるプール
水の流量調節はオリフィスによって行なっても、あるい
は管径を調節することにより行なってもよい。さらに、
ドライウェルスプレイ配管およびサプレッションプール
スプレイ配管に機器仮置プールからそれぞれ独立したプ
ール水案内配管を接続してもよい。

また、スプレイ配管はドライウェル内にだけ設けても、
ドライウェル内に多段式に設けてもよい。

〔発明の効果〕

以上に述べたように本発明においては、原子炉格納容器
の上方に設置される機器仮置プールのプール水を原子炉
格納容器の冷却・減圧用水源として積極的に利用したの
で、機器仮置プール内のスペースの有効利用が図れると
ともに、機器仮置プール内のプール水は、原子炉格納容
器内を冷却するとき、機器仮置プールの気相部と原子炉
格納容器のドライウェルの圧力を均圧管で平衡状態に保
持した上で、重力による自然落下作用によりラプチャデ
ィスク、圧力スイッチ、爆発弁を備えたプール水案内配
管を通ってスプレイ配管に案内され、スプレイされるの
で、プール水をスプレイするためにポンプ等の動力源を
必要とせず、冷却スプレイ系が簡素化され、信頼性を向
上させることができる。機器仮置プールのプール水を原
子炉格納容器内にスプレイして、原子炉格納容器内の冷
却、減圧ひいては放射能除去を円滑かつスムーズに図る
ことができる。

また、本発明の原子炉格納容器冷却スプレイ系は非常用
炉心冷却系から独立して構成することができるので、非
常用炉心冷却系は炉心冷却系専用に使用でき、運転員に
よる切換操作が不要となり、運転員の負担を軽減させる
ことができ、さらに、システムが簡素化されて信頼性の
向上が図れ、事故時のみでなく通常運転時におけるシス
テムの信頼性を高めることができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る原子炉格納容器冷却スプレイ系の
一実施例を示す図、第２図は非常用炉心冷却系を利用し
た従来の原子炉格納容器冷却スプレイ系を示す図であ
る。 20……原子炉建屋、21……原子炉圧力容器、22……原子
炉格納容器、23……サプレッションチャンバ、24……機
器仮置プール、25……ドライウェル、27……下部ドライ
ウェル、30……ドライウェルスプレイ配管、31……サプ
レッションプールスプレイ配管、33……圧力イコライザ
管（均圧管）、34,37……ラプチャーディスク、36……
プール水案内配管、36a……プール水案内分岐管、38…
…圧力スイッチ、39,40……爆発弁、45……補給水配
管。

Claims (3)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】原子炉建屋に格納される原子炉格納容器の
   上方に密閉蓋で密閉された機器仮置プールを設ける一
   方、この機器仮置プールのプール水を水源とする原子炉
   格納容器冷却スプレイ系を非常用炉心冷却系から独立し
   て構成し、上記原子炉格納容器冷却スプレイ系は、前記
   機器仮置プールの気相部と上記原子炉格納容器のドライ
   ウェルとを均圧管で連絡するとともに、上記原子炉格納
   容器内にスプレイ配管を配設し、このスプレイ配管を機
   器仮置プールの下部にプール水案内配管で接続し、前記
   均圧管およびプール水案内管にラプチャディスクを備
   え、このラプチャディスク下流側のプール水案内配管に
   圧力スイッチおよび爆発弁を順次配設して構成し、上記
   爆発弁は圧力スイッチにより作動制御されることを特徴
   とする原子炉格納容器冷却スプレイ系。
2. 【請求項２】スプレイ配管は、原子炉格納容器のドライ
   ウェル上部に配設されるドライウェルスプレイ配管と、
   サプレッションプールの気相部に配設されるサプレッシ
   ョンプールスプレイ配管とを備えた特許請求の範囲第１
   項に記載の原子炉格納容器冷却スプレイ系。
3. 【請求項３】機器仮置プールには補給水を補給する補給
   水供給系が接続された特許請求の範囲第１項に記載の原
   子炉格納容器冷却スプレイ系。