JPH07504501A - 原子炉圧力容器の過圧事故に対する安全装置 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるため要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 原子炉圧力容器の過圧事故に対する安全装置本発明は、不十分な炉心冷却の際の 原子炉圧力容器の過圧事故に対する安全装置に関する。

一般に原子力設備特に加圧水彩原子炉の原子力設備において原子炉炉心のすべて の冷却装置が故障するという殆どありそうもない事故の際に、原子炉炉心が過熱 されるという危険がある。加圧水彩原子力設備の場合、−次回路における許容で きない過圧は噴霧装置およびブロー装置を備えた加圧系統によって防止される。

ブロー容器は、加圧器弁、ブロー弁、安全弁および容積制御系統の安全弁が開い た際に放出される蒸気を凝縮するために使用される。ブロー容器は約３分の２ま で水で充填され、その上には窒素のクッションが存在している。加圧水彩原子炉 の場合−次回路には（通常運転において）例えば１５８バールの圧力がかかって いる。

本発明は、原子炉の冷却回路特に加圧水彩原子炉の一次回路におけるブロ一応動 圧力を、殆どありそうもない原子炉炉心の過熱事故の際に一次回路圧力が３０バ ール以下の値に自動的に下げられるように、温度に関係して大きく減少させると いう考えから出発している。従って本発明の課題は、この規準を満足し、炉心の 過熱の際に原子炉圧力容器の過圧事故に対するバリヤを形成するような安全装置 を作ることにある。

本発明によればこの課題は冒頭に述べた形式の安全装置において、圧力容器の一 次圧力がかかっている壁あるいは配管に設置された差圧荷重形の圧力放出弁が長 手方向に移動可能に支持された弁体を有し、・この弁体がろう付は係留部によっ てその閉鎖位置に気密に保持され、これに対して原子炉内部が限界温度熱流に基 づいてろう付は係留部を溶融する上限温度に達すると弁体がその開放位置に移動 できるようにすることによって解決される。弁体は有利な実施態様においては差 圧ピストンである。

本発明の有利な実施態様は請求項３から１１に記載されている０本発明によって 得られる利点は特に、原子炉圧力容器の故障温度よりかなり低い原子炉炉心にお ける所定の限界温度に達するとろう付は係留部が溶融し、弁体が釈放されるとい うことにある。有利に利用される差圧ピストンは系統圧力（炉圧力）によってそ の案内シリンダ内においてピストンストシバまで移動される。これがピストンス トッパに到達すると、系統圧力はその際開かれたブロー断面開口を介して３０バ ール以下の値に減少される９本発明に基づく安全装置の有利な実施態様はこの関 係において、圧力放出弁が原子炉圧力容器の近くの主冷却材配管の壁に設置され ていることにある。

他の有利な実施態様においては、圧力放出弁は圧力容器の壁に主冷却材配管接続 短管の高さでそれらの間の壁領域に設置されている。

他の有利な実施ｎ樟において、圧力放出弁はブロー容器に開口するブロー配管に 接続されている。圧力放出弁およびこれに接続された配管が相応して小さな横断 面に寸法づけられている場合、圧力放出配管は別個のブロー弁に対する制御配管 としても形成できる。ろう付は係留部としては、約７００℃までの温度範囲にお いて安定しており放射線に対しても強い謀ろう合金が特に有利である。

以下図面に示した二つの実施例を参照して本発明の詳細な説明する。

図１は、主冷却材配管に岨み込まれた圧力放出弁を含んでいる本発明に基づく安 全装置を備えた原子炉圧力容器の断面図、図２は図１における部分■の圧力放出 弁の拡大群５ｉｌ１図、図３は圧力放出弁のブロー配管をブロー弁を制御するた めの制御’ｉＪ配管として使用する蒸気回路図である。

図１に断面図で概略的に示されている加圧水彩原子力設備の原子炉圧力容器（以 下単に圧力容器と呼ぶ）ｌは、例えば１３００ＭＷの総電気出力に相応した３７ ６５ＭＷの原子炉熱出力用に設計されている。燃料集合体（図には唯一個の燃料 集合体３しか示されていない）で構成されている原子炉炉心２は、入口接続短管 ４を介して流入し環状室５の中を下向きに流れる（流れ矢印ｒ１参照）軽水で冷 却される。この冷却水は下側プレナム６から孔明き下側格子７を通って上向きに 燃料集合体３の冷却通路を通って流れ、その中で温まり、そして上側ブレナム８ から出口接続短管９およびそれに接続されているいわゆる高温−次回路配管ｌ０ を通って図示していない蒸気発生器に流れ、そこで冷却水はその熱を熱交換管を 介して二次冷却材に放出する。原子炉炉心２、上側プレナム８および出口接続短 管を通る冷却水流は流れ矢印ｒ２によって示されている。￥ｉ気発生器がら冷却 済み冷却水（−次冷却材とも呼ぶ）がいわゆる低温−次回路配管（図示せず）を 介して圧力容器】の入口接続短管４に戻されるので、通常運転においては連続循 環回路が生ずる０通常運転において一次冷却材は一次回路内において従って圧力 容器ｌの内部においても約１５８バールの圧力下にあり、出口接続短管９におけ る冷却材温度は約３２９℃である。原子炉圧力容器１はその組込物と共に、この 圧力負荷および温度負荷に対して安全性の向上を加算して設計されている。圧力 容器は、球欠状底１１と上端における環状フランジ１２とを備えたポット状の容 器下部ＩＡと、その環状フランジ１２に対向フランジ１３を介して気密にボルト 結合されている（ｌ締結ボルトは図示されておらずボルト貫通孔１４だけが示さ れている）湾曲蓋ＩＢとから成っている。組込物については主要なものだけ、即 ち下側バレル形フィルタ１５、その上にあって炉心容器１６の底を形成している 上述の下側格子７だけを挙げる。炉心容器１６は支持フランジ１６．１で環状フ ランジ１２の環状肩部１７に懸架され、その下側部分の中に唯一の燃料集合体３ で示されている炉心２を収容している。炉心２は上側格子板１Ｂによって覆われ 、この格子板１８の上に上側支持板１９．１を有する案内架台１９が支持されて いる。燃料集合体の一部に制御棒２ｏが入り込んでいる。この制御棒２ｏは蓋Ｉ Ｂの上側に配置され詳細に図示されていない制御駆動装置によって昇降される。

四ループ形設備の場合、圧力容器ｌの円周にわたって分布して平面２１−２１内 に４本の出口接続短管９および４本の入口接続短管４がそれぞれ交互に設けられ ている。超臨界圧力下に維持され従って液状である一次冷却材は通常運転におい て炉心２だけを覆っているのではなく、上側ブレナム８もほぼ上側支持板１９． １まで充満している。従ってそれ自体は（燃料集合体３のように）熱を発生せず ガンマ線によっていわゆるガンマ線加熱される組込物に対しても有効な冷却が保 証される。圧力容器内における水位がすべての冷却装置および非常冷却装置の殆 どありそうもない故障に基づいて低下すると、構造物温度（通常は約４００’Ｃ ）が上昇し始め、特に水位が上側格子板１８まであるいはそのすぐ下側まで低下 すると、熱が特に放射および伝導によって圧力容器ｌに強く放出される。この過 熱は非常に早い時期に本発明に基づ（安全装置によって、上述した不十分な炉心 冷却の際における圧力容器ｌの過圧事故を確実に避けるために利用される。

このために圧力容器１の配管（この配管として高温主冷却材配管１０が示されて いる）に差圧荷重形の圧力放出弁２２が設置されている。この圧力放出弁２２は 長手方向に移動可能に支持された弁体特に差圧ピストン２３を有しており（図２ 参照）、この差圧ピストン２３はろう付は係留部２４．２５によってその（図示 されている）閉鎖位置に気密に保持されている。原子炉内部が例えば７００℃で ある上限温度に達すると、ろうＩすけ係留部２４．２５はそれに限界温度熱流が 到達することにより溶融される。これらのろう付は係留部はそれに作用するせん 断力に耐えられなくなるので、差圧ピストン２３はそれに作用する差圧力に基づ いてその開放位置に変位される。圧力差は次式で表される。

Ｐ繻Ｐ、−Ｐ。

この場合、Ｐ、は内圧、Ｐｌは外圧である。圧力容器ｌの内室にかかつている圧 力Ｐ１は従って、接続短管２６および開放された環状通路２７の開口断面を介し てブロー流で一気にブロー配管２日に放圧される（矢印ｆ３参照）、ろう付は係 留部２４はピストン２３のシール面２３．１と圧力放出弁２２の座面２９との間 に設けられている。この座面２９は図示した実施例の場合には接続短管２６の内 周面で形成されている。この接続短管２６は座面の範囲に捕強部を備えることが できる。このろう付は係留部は、それが通常運転の際に１６０バールの差圧に容 易に耐えるように設計されている。補助的な安全策として、（ピストン２３のも ぐり込み端における）ピストン円周面２３．２と案内シリンダ３１の内周面にお ける案内面３０との間にもう一つのろう付は係留部２５が配置されている。ピス トン２３および案内シリンダ３１は好適には中空体として形成されており、これ により熱流は大きな損失なしに意図的にろうに到達するようになっている。

案内シリンダ３１は弁ハウジング２２０中に心出しされ、その外周面と弁ハウジ ング２２０の内周面との間に環状室ないし環状通路２７が溢流路として開けられ るように形成されている。環状室の中に真向シリンダ３１を同心的に保持する案 内羽根３２が配置され、弁ハウジング壁に結合されている。環状室ないし溢流路 ２７の入口開口断面は図示されているように通常位置においてピストン２３によ って密封され、これに対してその釈放位置において自由に開けられる。釈放位置 においてピストン２３は完全に案内シリンダ３１の中にもぐり込む、ピストン２ ３において差圧を発生ずるためおよびもぐり込み運動を容易にするために、底３ ３を有する案内シリンダ３１はその底に圧力放出開口３４を備えている。

上述したように、圧力放出弁２２は図示されているように主冷却材配管１０の壁 に詳しくは圧力容器ｌの近くのいわゆる高温−次回路配管に設置されている。

別の実施例では、圧力放出弁２２の接続短管２６は圧力容器ｌの円筒状壁に主冷 却材配管接続短管４．９（図１参照）の高さで詳しくはこれらの接続短管間にお ける円周中間室に設置される（図示されていない）。

圧力放出弁２２は圧力制御弁２２′としても形成できる（図３参照）、これは相 応して小さな横断面寸法を有し、圧力放出配管２８の代わりに、ブロー弁３６の 制御ピストンユニット３５に接続されている圧力制御配管２８′が設けられてい る。このブロー弁３６は入口側が系統圧力Ｐ、に接続されており、これを通常は 図示していないブロー容器に通じている配管３７から遮断している。圧力容器ｌ が過熱され制御弁２２′が応動するとはじめてブロー弁３６が開放される。この ブロー弁としては、普通の原子力設備においてもともと圧力容器の近（＆：おい て一次回路配管に接続されているブロー弁を用いることができる。

（圧力制御弁として小さく形成されている）制御弁２２′は、これが高温個所の もっと近くに配置され従ってもっと速く応動できるように、圧力容器１の内部に 例えば下側格子７あるいは上側格子板１８の範囲に据え付けることもできる。

この場合付設の圧力制御配管２８′は細長い計測管の形で蓋ＩＢを、あるいは入 口接続短管４と出口接続短管９との間の個所を圧力密に貫通して外に導き出され る。

過熱事故の際に直接的なプロー＠１ｔｌＣ図１および図２参照）が実現されよう ともあるいは間接的なブロー機能が実現されようとも、これらの両ブロー機能は 、圧力容！ｉ１の内部における圧力が３０バールより小さな値に下げられるので 、安全利得を意味する。これによって、いわゆる炉心溶融事故および場合によっ てこれに続く圧力容器底の溶融事故に際しても圧力容器１の支持および保持構造 物並びにその他の原子炉建屋構造物がせいぜい設計上設定された力にしか曝され ないことを保証する。標準加圧爪形原子炉の場合に炉心溶融事故は殆ど考えられ ない事故の一つに数えられているので、ブロー弁２２ないし２２′は配管接続短 管１０ないし圧力容器壁に溶接することができる。しかしまた、（燃料集合体交 換の

Claims (11)

【特許請求の範囲】
1. １．不十分な炉心冷却の際の原子炉圧力容器の過圧事故に対する安全装置におい て、圧力容器（１）の一次圧力がかかっている壁あるいは配管（１０）に設置さ れた差圧荷重形の圧力放出弁（２２）が長手方向に移動可能に支持された弁体（ ２３）を有し、この弁体（２３）がろう付け係留部（２４、２５）によってその 閉鎖位置に気密に保持され、これに対して原子炉内部がろう付け係留部（２４、 ２５）に到達する限界温度熱流に基づいてそのろう付け係留部（２４、２５）を 熔融する上限温度に達するその開放位置に移動できるようにすることを特徴とす る原子炉圧力容器の過圧事故に対する安全装置。
2. ２．弁体（２３）が差圧ピストンであることを特徴とする請求項１記載の安全装 置。
3. ３．圧力放出弁（２２）がブロー容器に開口するブロー配管（２８）に接続され ていることを特徴とする請求項１または２記載の安全装置。
4. ４．ろう付け係留部（２４）が弁体（２３）のシール面（２３．１）と圧力放出 弁（２２）の座面（２９）との間に設けられていることを特徴とする請求項１ま たは２記載の安全装置。
5. ５．差圧ピストンにおいて、ろう付け係留部（２５）がピストン円周面（２３２ ）と案内シリンダ（３１）の内周面における案内面（３０）との間に配置されて いることを特徴とする請求項４記載の安全装置。
6. ６．差圧ピストン（２３）および案内シリンダ（３１）が中空体として形成され ていることを特徴とする請求項２ないし５の１つに記載の安全装置。
7. ７．案内シリンダ（３１）が弁ハウジング（２２０）の中に、案内シリンダ（３ １）の外周面と弁ハウジング（２２０）の内周面との間に溢流通路として環状通 路（２７）が形成されるように心出し保持され、その環状通路（２７）の中に案 内シリンダ（３１）を同心的に保持する案内羽根（３２）が配置されて弁ハウジ ング（２２０）の壁に結合され、溢流通路（２７）の入口開口断面が差圧ピスト ン（２３）によってその通常位置において遮断され、その釈放位置において自由 にされることを特徴とする請求項５または６記載の安全装置。
8. ８．案内シリンダ（３１）がピストンと反対側端に圧力放出開口（３４）付きの 底（３３）を有していることを特徴とする請求項５ないし７の１つに記載の安全 装置。
9. ９．圧力放出弁（２２）が原子炉圧力容器（１）の近くの主冷却材配管（１０） の壁に設置されていることを特徴とする請求項１ないし８の１つに記載の安全装 置。
10. １０．圧力放出弁（２２）が圧力容器（１）の壁に主冷却材配管接続短管（４、 ９）の高さでそれらの接続短管の間に設置されていることを特徴とする請求項１ ないし８の１つに記載の安全装置。
11. １１．圧力放出弁（２２′）およびこれに接続された配管が小さな横断面に寸法 づけられ、圧力放出配管が別個のブロー弁（３６）に対する制御配管（２８′） として形成されていることを特徴とする請求項１ないし９の１つに記載の安全装 置。