JPH0693034B2 - 軽水冷却型原子炉 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 「産業上の利用分野」 本発明は、一次冷却系内のほう酸水濃度により出力の制
御を行なうようにするとともに、特に、原子炉圧力容器
内における水位の低下を検出して、自動的に給水を行な
うことによって炉心の冠水状態を維持し、事故時の放置
許容期間を長くして信頼性を向上させるようにしている
軽水冷却型原子炉に関するものである。

「従来の技術」 一次冷却系内のほう酸水濃度により出力の制御を行なう
ようにした軽水冷却型原子炉は、万一、内部温度の異常
上昇が生じたときに、炉心の付近とその周囲のプール水
との温度差等によって、流体の比重の差が生じ対流を起
こす現象を利用して、プール水であるほう酸水を炉心に
送り込むことにより、原子炉を自然停止状態に導くよう
にしたもので、いわゆるフールプルーフ式の固有の安全
性をもった原子炉となっており、近年、原子力発電プラ
ントの都市接近等の立地条件を十分考慮しなければなら
ないところから、注目されている。

その従来構造例について、第２図及び第３図に基づき説
明すると、ほう酸水からなるプール水Ｗを収納するため
の圧力容器１は、厚いプレストレストコンクリート壁に
よって構成されるとともに、圧力容器１のライナ２の中
に炉心３が設けられ、該炉心３は二重構造の外側ケース
４及び炉心用ケーシング５で囲まれ、また、二重ケース
４・５の上部に二重の筒状をなすライザ管６・内側筒体
７が連設され、炉心用ケーシング５は二重筒体６・７の
間の環状流路８に、二重ケース４・５の間の環状流路９
は連通管10を経由して内側筒体７に接続され、ライザ管
６の上部は熱交換器（蒸気発生器）11の一次冷却水入り
口12に、内側筒体７の上部は熱交換器11の一次冷却水出
口13にそれぞれ接続されている。また、熱交換器11の下
部には、一次冷却水を強制循環させるためのポンプ14が
設けられている。

そして、二重筒体６・７の上方位置には、一次冷却水入
り口12及び一次冷却水出口13への配管を貫通状態に支持
するための上部プレナム用ケーシング15が設けられると
ともに、該ケーシング15の上にカバー16が取り付けら
れ、さらに、前記圧力容器１等の上部に遮蔽蓋17が配設
された構造であり、内側筒体７と一次冷却水入り口12と
の間には、環状流路８と上部プレナム用ケーシング15の
内部との連通路を有する入り口用ヘッダ18が設けられ、
ライザ管６と上部プレナム用ケーシング15の下部との間
は上部境界19、外側ケース４の下部開口の一部は下部境
界20とされて、一次冷却水及び一次系外のプール水（ほ
う酸水）Ｗの緩やかな通過を許容するようになってい
る。

このような構造を有する原子炉を運転状態とすると、第
２図に実線の矢印で示すように、一次冷却水が、炉心
３、炉心用ケーシング５、環状流路８、一次冷却水入り
口12、熱交換器11、一次冷却水出口13、内側筒体７、連
通管10、環状流路９、炉心３を経由する循環流となり、
このとき、上部プレナム用ケーシング15の中に液面レベ
ルWL1が、また、カバー16の中に液面レベルWL2がそれぞ
れ形成される。一方、運転停止状態とすると、第２図に
破線の矢印で示すように自然循環が生じる。即ち、一次
冷却水が炉心３、炉心用ケーシング５、環状流路８、上
部境界19、ライザ管６等の周囲であるプール水Ｗ、下部
境界20、炉心３を経由する循環流となり、このとき、ほ
う酸水の濃度の高いプール水Ｗが順次炉心３に供給され
ることにより、核分裂反応が抑制されて自然停止に導か
れるものである。さらに、この従来例における原子炉
は、事故発生後時において、原子炉の停止後に、一週間
程度自然放置しておいても、異常を来さない安全設計と
なっている。

「発明が解決しようとする問題点」 しかしながら、このような従来構造であると、圧力容器
１の部分が、厚いプレストレストコンクリート壁によっ
て構成されているために、自然放置許容期間は、圧力容
器１の内部容積によって決定されることになる。安全性
を向上させるためには、放置許容期間をさらに長くする
ことが望ましいが、圧力容器１の大型化を図ると経済性
を低下させるため、初期の原子炉の目的、即ち、フール
プルーフ式の固有の安全性を高める目的を、経済性の低
下によって損なうことになる等の問題点が生じる。本発
明は、これらの問題点を有効に解決することを目的とし
ている。

「問題点を解決するための手段及び作用」 本発明は、炉心及びその一次冷却系用熱交換器を原子炉
圧力容器内のほう酸水のプール水中に設け、一次冷却水
のほう酸水の濃度を調整することにより、炉出力を制御
する軽水冷却型原子炉において、前記原子炉圧力容器の
上方位置に、非常用給水系の給水管を経由して原子炉圧
力容器の内部と連通状態の給水タンクを連設し、原子炉
圧力容器の外部に、炉心よりも上方となる位置に配した
低水位検出用吸引口から原子炉圧力容器の内部の一次冷
却水またはほう酸水の一部を吸引管を経由して吸引する
ポンプを設け、前記非常用給水系の給水管の途中に前記
ポンプの吐出圧力が低下した場合に非常用給水系の給水
管を開放する制御弁を配設した構成を採用している。

原子炉の運転時に、一次冷却水またはほう酸水の一部を
ポンプで吸引し、炉心を冠水状態にしている一次冷却水
またはほう酸水の水位が、水分の蒸発等によって低下し
た場合に、気体の吸引によりポンプの吐出圧力が低下す
る現象を検出して、非常用給水系の制御弁を開放作動さ
せ、上方位置の給水タンクから重力の利用により非常用
給水系の給水管を経由して原子炉圧力容器の内部に給水
を行ない、炉心の冠水状態を維持するものである。

「実施例」 以下、本発明における軽水冷却型原子炉の一実施例を第
１図に基づいて説明する。なお、図中において、前記従
来例と共通する部分には、同一符号を付して説明を簡略
化する。該一実施例における軽水冷却型原子炉は、炉心
３が鋼製の原子炉圧力容器21に収納されている点、原子
炉圧力容器21の周囲に間隔を明けて囲繞するピット構造
物22が配設されている点、原子炉圧力容器21の上方位置
に、その内部と連通状態とされる非常用給水系23の給水
タンク24が連設されている点、原子炉圧力容器21の近傍
に炉心３の上方に離間した低水位検出用吸引口25から一
次冷却水またはほう酸水の一部を吸引するポンプ26が設
けられている点、前記非常用給水系23の途中にポンプ26
の吐出圧力が低下した場合に非常用給水系23を作動させ
るための減圧時作動型の制御弁27が配設されている点等
が、第２図及び第３図の従来例と著しく相異するもので
ある。

前記原子炉圧力容器21は、その壁の厚さが例えば数百mm
で、耐圧性を有する一体構造とされるとともに、ピット
28の中に立設され、該ピット28を形成しているピット構
造物22は、生体遮蔽壁となるコンクリート壁29と、その
内面を覆っている鋼製等のライナ30とから構成されてお
り、ピット28の上部開口は、着脱自在なピット蓋31によ
り閉塞され、沸騰水型原子炉における原子炉格納容器に
類似する構造となっている。なお、ピット28の内部にお
ける原子炉圧力容器21の外周面には、若干の間隙を有し
て断熱材32が配設されている。

また、前記非常用給水系23は、非常用給水用の純水（ま
たはほう酸水等でもよい）を収納する給水タンク24を、
原子炉圧力容器21よりも上方位置（少なくとも炉心３を
冠水状態とするために必要な設定水位よりも上方位置）
となるように設置し、該給水タンク24と原子炉圧力容器
21との間には、連通状態とするとともに制御弁27によっ
て常時は閉塞状態にかつ非常時には開放される給水管33
が設けられ、該給水管33は、原子炉圧力容器21を貫通し
て内部に連通している。一方、前記低水位検出用吸引口
25は、原子炉圧力容器21の内部、炉心３の上方に離間し
た前述の設定水位における任意の位置（第１図例ではラ
イザ管６の中になっているが、その外、例えば熱交換器
11の間等の位置）に設けられ、吸引管34により導かれて
ポンプ26に連結されている。なお、ポンプ26は、遠心ポ
ンプ等が利用されて、モータ35により駆動されるもの
で、原子炉とともに常時運転状態とされて、一次冷却水
またはほう酸水の一部を連続的に吸引することにより、
その吐出圧力を矢印で示すように制御弁27に伝達して、
吐出圧力が安定している間は、非常用給水系23を遮断状
態に維持しておくものである。該ポンプ26の設置位置
は、原子炉圧力容器21の内部とすることも可能である。

次いで、原子炉圧力容器21の内部構造等について説明を
補足する。ライザ管６の上方位置には、上部プレナムケ
ーシング36と、その上方を覆うキャップ37とが設けら
れ、上部プレナムケーシング36の側部と、熱交換器11の
一次冷却水入り口12との間には、ジェットポンプ等の循
環ポンプ38が配設され、該循環ポンプ38は、インペラ部
を作動させるための駆動部（モータ等）39が原子炉圧力
容器21の上部外方に設けられたインターナルポンプ構造
とされている。

また、熱交換器11の一次冷却水出口13の下方には、炉心
３を囲繞するように下部プレナムケーシング40が配設さ
れ、炉心３の下方と連通状態に設定されている。

なお、図中において、符号41及び符号42は、熱交換器11
に接続されている蒸気管及び給水管、符号43は原子炉の
非運転時においてプール水を冷却して比重差により自然
循環させるためのプール冷却器、符号44は前記ピット蓋
31、原子炉圧力容器21、その他の機器等を吊り上げるた
めのクレーン、符号45は安全弁、符号46は安全弁45と前
記給水タンク24を連結している放圧管、符号47は安全弁
45が「開」となったときに、蒸気を貯留水の中に放出し
て凝縮させるための放出ヘッダである。

このような構造を有する軽水冷却型原子炉であると、原
子炉圧力容器21とピット構造物22との間に、容積及びス
ペースの大きな空間が形成されるので、原子炉運転時に
は、この空間の空気（窒素等の気体を封入することも可
能）が断熱材35とともに熱遮断層となる。したがって、
ピット構造物22のコンクリート壁29が原子炉の運転時に
放射熱により加熱されて、劣化する現象の発生を抑制す
ることができる。また、原子炉の構築時、あるいは運転
開始後の定期点検時等においては、原子炉圧力容器21及
びその近傍の機器、配管等に関するメンテナンスをピッ
ト28の空間、つまり、従来例と異なり原子炉圧力容器21
の外側で行なうことができる。

第１図例の軽水冷却型原子炉を運転状態とした場合につ
いて説明すると、第１図に実線の矢印で示すように、炉
心３で加熱された一次冷却水は、ライザ管６、上部プレ
ナムケーシング36、循環ポンプ38、熱交換器11、下部プ
レナムケーシング40、炉心３を経由する循環系となる。

また、軽水冷却型原子炉の出力が上昇し過ぎた場合等に
おいては、第１図に破線の矢印で示すように、炉心３か
らライザ管６を経由する上昇流の圧力が大きくなって、
一次冷却水が上部プレナムケーシング36から上部境界19
を経由して、プール水中にあふれ、ライザ管６と原子炉
圧力容器21との間、下部境界20、下部プレナムケーシン
グ40、炉心３を経由する循環系が生じ、このとき、ほう
酸水の濃度の高いプール水が順次炉心３に供給されて、
当初の一次冷却水に混入することにより、ほう酸水濃度
が高まり、核分裂反応が抑制されて自然停止に導かれる
ことになるものである。

そして、ポンプ26は前述したように連続運転されるもの
であり、原子炉が停止した場合でも、運転が続行され、
一次冷却水またはほう酸水の一部を低水位検出用吸引口
25から吸引して、制御弁27へ吐出圧力を伝達し、制御弁
27の閉塞状態を維持することにより、非常用給水系23を
常時作動可能な状態としておく。つまり、炉心を冠水状
態にしている一次冷却水及びほう酸水の水位が、水分の
蒸発等によって設定水位よりも低下して、炉心３の冠水
状態が損なわれるような事態が生じたときは、ポンプ26
が気体の吸引を行なうために、ポンプの吐出圧力が低下
する現象が起こり、この圧力低下によって制御弁27が非
常用給水系23を作動させて、水頭差を利用して（あるい
は加圧手段を併用して）自動的に給水を行ない、炉心の
冠水状態を維持するものである。この場合における給水
は、一次冷却水と同じ純水が使用されるが、ほう酸水で
あってもよい。なお、大気圧における水頭差を利用する
手段に代えて、加圧手段を併用する場合、その加圧圧力
は原子炉圧力容器21の設計圧力よりも小さく設定され
る。

このように、非常用給水系23を有しているため、事故時
における炉心３の保護、事故の拡大防止を有効に阻止で
きる。また、一実施例のように鋼製原子炉圧力容器21と
した場合、あるいは従来例のようにプレストレストコン
クリート構造の圧力容器１とした場合の両方において、
大型化には経済性の問題が伴うが、プール水（ほう酸
水）の貯留スペースを非常用給水系23の給水タンク24に
分担させるようにすると、原子炉圧力容器21の大きさを
抑制しながら大出力原子炉とすることが可能となり、経
済的制限を少なくすることができる。

なお、第１図の一実施例では、給水タンク24の部分に、
貯水及びサプレッションチェンバの機能を持たせるよう
にしたが、該給水タンク24は、使用済核燃料を貯蔵する
ための貯蔵槽、あるいは原子炉圧力容器21の内部等で放
射化された機器類の点検、補修のために、これらを入れ
るプールを兼用することも可能である。

「発明の効果」 以上説明したように、本発明における軽水冷却型原子炉
によれば、次のような優れた効果を奏することができ
る。

炉心の上方位置における一次冷却水またはほう酸水の
一部を吸引して、ポンプの吐出圧力の減少により、非常
用給水系を作動させるものであるから、一次冷却水また
はほう酸水の水位が低下して炉心の冠水状態が損なわれ
ることを確実に防止できる。

原子炉圧力容器の上方位置に、その内部と連通状態に
非常用給水系の給水タンクを連設しているものであるか
ら、該給水タンクにより原子炉圧力容器の内部容積を実
質的に分担することにより、大出力原子炉の開発時にお
ける経済的問題を解決できる。

原子炉圧力容器の容積を給水タンクによって実質的に
拡大しているため、事故発生時の自然放置許容期間を長
くする場合の制限が少なくなり、初期の原子炉の目的、
フールプルーフ式の固有の安全性を高めることができ
る。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明における軽水冷却型原子炉の一実施例を
示す縦断面図、第２図は軽水冷却型原子炉の従来例を示
す縦断面図、第３図は第２図のIII−III線矢視図であ
る。 ３……炉心、６……ライザ管、11……熱交換器、12……
一次冷却水入り口、13……一次冷却水出口、19……上部
境界、20……下部境界、21……原子炉圧力容器、22……
ピット構造物、23……非常用給水系、24……給水タン
ク、25……低水位検出用吸引口、26……ポンプ、27……
制御弁、28……ピット、29……コンクリート壁、30……
ライナ、31……ピット蓋、32……断熱材、33……給水
管、34……吸引管、35……モータ、36……上部プレナム
ケーシング、37……キャップ、38……循環ポンプ、39…
…駆動部（モータ等）、40……下部プレナムケーシン
グ、41……蒸気管、42……給水管、43……プール冷却
器、44……クレーン、45……安全弁、46……放圧管、47
……放圧ヘッダ、Ｗ……プール水。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】炉心（３）及びその一次冷却系用熱交換器
   （11）を原子炉圧力容器（21）内のほう酸水のプール水
   （Ｗ）中に設け、一次冷却水のほう酸水の濃度を調整す
   ることにより、炉出力を制御する軽水冷却型原子炉にお
   いて、前記原子炉圧力容器の上方位置に、非常用給水系
   （23）の給水管（33）を経由して原子炉圧力容器の内部
   と連通状態の給水タンク（24）を連設し、原子炉圧力容
   器の外部に、炉心よりも上方となる位置に配した低水位
   検出用吸引口（25）から原子炉圧力容器の内部の一次冷
   却水またはほう酸水の一部を吸引管（34）を経由して吸
   引するポンプ（26）を設け、前記非常用給水系の給水管
   の途中に前記ポンプの吐出圧力が低下した場合に非常用
   給水系の給水管を開放する制御弁（27）を配設したこと
   を特徴とする軽水冷却型原子炉。