JPH10142379A - 原子炉設備における残留熱除去系 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】 本発明の目的は、残留熱除去系ポンプを使用
する従来の残留熱除去系の機能に加え、補機冷却系の運
転や上記ポンプの継続運転がなくても崩壊熱除去の得ら
れる新たな機能を追加することにある。 【解決手段】 原子炉圧力容器の蒸気相部から、高い位
置に配置した熱交換器の一次側上部への接続ラインと、
熱交換器の一次側下部から原子炉圧力容器の液相部への
接続ラインとで循環ループを形成し、熱交換器の二次側
に大気放出ライン並びに補給水ラインを設けるものとし
た。 【効果】 従来の残留熱除去系の系統構成を大幅に変え
ることなく、従来の海水への放熱に加えて、大気への放
熱が可能となり、プラントの安全性を大幅に向上する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉設備におけ
る残留熱除去系に関し、さらに詳しくは既存の系統構成
を大幅に変更することなく、従来の残留熱除去系とは別
個に崩壊熱除去機能に対して信頼性の高い、多様性のあ
る残留熱除去系を備えてなる原子炉設備における残留熱
除去系に関する。

【０００２】

【従来の技術】原子炉設備における残留熱除去系に関す
る従来技術の例は、（財団法人）原子力安全協会発行の
「軽水炉発電所のあらまし（平成４年１０月）」の２．
８．１残留熱除去系（ＲＨＲ設備）、ｐｐ８６−８７、
に紹介されている。

【０００３】図７に上記した従来技術の概略図を示す。
図７に示される残留熱除去系は、原子炉格納容器１内の
原子炉圧力容器２に内蔵された炉心部で発生する崩壊熱
を、補機冷却系３を介して海水に放出する系統であり、
この残留熱除去系では、原子炉の崩壊熱を除去する代表
的な運転モードとして停止時冷却モードとサプレッシ
ョンプール冷却モードとがある。

【０００４】前記停止時冷却モードは、原子炉圧力容
器２内の崩壊熱を直接、除熱するモードである。この停
止時冷却モードでは、原子炉圧力容器２内液相部の高
温冷却水を、停止時冷却水吸込ラインの隔離弁４ａ，４
ｂを経由して残留熱除去系ポンプ５で昇圧し、補機冷却
系３に接続された熱交換器６へ送り、該熱交換器６で冷
却した後に、停止時冷却水注入ラインの注入弁７ａ，７
ｂを介して原子炉圧力容器２に戻すことによって残留熱
の除去が行なわれる。

【０００５】また、前記サプレッションプール冷却モー
ドは、原子炉圧力容器２内の崩壊熱を、一旦、サプレ
ッションプール８に移行して除熱するモードである。サ
プレッションプール冷却モードでは、サプレッション
プール８の高温のプール水をサプレッションプール冷却
水吸込ラインの隔離弁９を経由して残留熱除去系ポンプ
５で昇圧し、補機冷却系３に接続された熱交換器６へ送
り、該熱交換器６で冷却した後に、サプレッションプー
ル戻りラインの注入弁１０を開弁するか、格納容器スプ
レイラインの注入弁１１を開弁し、原子炉格納容器１に
戻すことによって残留熱の除去が行なわれる。

【０００６】前記した停止時冷却モード又はサプレッ
ションプール冷却モードにより除去された崩壊熱は、
補機冷却系３を介して海水に放出される。

【０００７】従来の技術では、残留熱除去系が停止時冷
却モード又はサプレッションプール冷却モードなど
の多様な除熱モードを具備していても、最終的には補機
冷却系３を介して崩壊熱が除去されるものであるため
に、補機冷却系３に高い信頼性が要求されていた。ま
た、残留熱除去系及び補機冷却系３による崩壊熱除去
は、ポンプの継続的な運転が必要であるために、ポンプ
の故障を想定した多重性が要求されていた。このため
に、従来の残留熱除去系及び補機冷却系は、その高い信
頼性及び多重性を確保するために設備コストが高価にな
っていたとともに、保守や管理においても高度なレベル
が要求されていた。

【０００８】

【発明が解決しようとする課題】従来の残留熱除去系で
は、最終的な除熱に際して残留熱除去系のみならず補機
冷却系を含めた機器の継続的な運転が不可欠で、高い信
頼性や高度な保守・管理に加え、機器の故障を想定した
多重性が要求されていた。

【０００９】これら従来の残留熱除去系に対して、最終
的な除熱経路として補機冷却系を介した海水以外の経路
を設けることにより、補機冷却系が要求する高い信頼性
や高度な保守・管理に要する負担を大幅に軽減すること
が期待できる。

【００１０】また、ポンプの継続的な運転がなくても継
続的な崩壊熱除去を可能とすることで、単独の残留熱除
去系の中で異なる崩壊熱除去機能を具備することが可能
となり、多様性に立脚した崩壊熱除去に対する多重性が
期待できる。

【００１１】すなわち、本発明が解決しようとする課題
は、従来の残留熱除去系の基本的な構成の範囲で従来の
残留熱除去系の機能に加え、補機冷却系の運転や残留熱
除去系ポンプの継続運転がなくても崩壊熱除去の得られ
る新たな機能を追加することにある。

【００１２】

【課題を解決するための手段】本発明では、従来の残留
熱除去系に補機冷却系の運転や残留除去系ポンプの継続
運転がなくても崩壊熱除去の得られる新たな機能とし
て、従来の海水への放熱による除熱に加え、崩壊熱によ
る冷却水の蒸発による大気への除熱経路を構築するもの
で、本発明による原子炉設備における残留熱除去系は、
請求項１ないし６に記載された構成を特徴とする。

【００１３】すなわち、課題を解決するための手段は、
崩壊熱によって原子炉圧力容器で発生した高温の蒸気を
熱交換器により除熱及び復水し、原子炉圧力容器に戻す
ことで崩壊熱を除去する。この熱交換器により移行した
原子炉圧力容器の崩壊熱は、熱交換器の二次系に供給さ
れている冷却水の蒸発によって、大気中に放出される。
これにより、海水以外の除熱経路として、大気への熱放
出が確保できる。また、熱交換器を原子炉圧力容器より
上部に設置すると共に熱交換器の上部に蒸気を導入し、
下部から復水を排出することで、重力を利用して熱交換
器で復水した冷却水を原子炉圧力容器に戻すことができ
る。

【００１４】

【作用】原子炉圧力容器内で発生した蒸気を熱交換器の
一次側に導入し、二次側の冷却水を蒸発させ、その蒸気
を大気に放出することで、崩壊熱の除去が達成できる。
また、熱交換器を原子炉圧力容器より上部に設けると共
に、原子炉圧力容器内で発生した蒸気を熱交換器の上部
に導入し、凝縮水を下部から原子炉圧力容器に排出する
ことで、ポンプ等の駆動力がなくても重力により、継続
的な除熱が可能となる。

【００１５】さらに、長期の除熱を必要とする場合は、
熱交換器の二次側に間欠的な冷却水の補給をすること
で、継続的な除熱が達成できる。

【００１６】

【発明の実施の形態】図１に本発明の一実施例を示す。

【００１７】この実施例の残留熱除去系では、原子炉圧
力容器２内液相部の高温冷却水を、停止時冷却吸込ライ
ンの隔離弁４ａ，４ｂを経由して残留熱除去系ポンプ５
で昇圧し、熱交換器６で冷却した後に、停止時冷却注入
ラインの注入弁７ａ，７ｂを介して原子炉圧力容器２に
戻す停止時冷却モード及び原子炉圧力容器２から原子
炉格納容器１内のサプレッションプール８に一旦移行し
た高温のプール水をサプレッションプール冷却吸込ライ
ンの隔離弁９を経由して残留熱除去系ポンプ５で昇圧
し、熱交換器６で冷却した後に、サプレッションプール
戻りラインの注入弁１０を開弁するか、格納容器スプレ
イラインの注入弁１１を開弁し、原子炉格納容器１に戻
すサプレッションプール冷却モードがあり、これらの
モード及びは、それぞれ、従来の停止時冷却モード
及びサプレッションプール冷却モードと同様であ
る。

【００１８】ただし、本実施例においては、熱交換器６
は、原子炉圧力容器２より高い位置に設けられている。
また、Ｕ字管形の熱交換器を例にとると、この熱交換器
６は、横置きに設置されている。

【００１９】本実施例では、原子炉圧力容器２内の蒸気
相部で発生した蒸気をそれ自体の蒸気圧により主蒸気隔
離弁１２ａ，１２ｂの上流から隔離弁１３ａ，１３ｂを
介して熱交換器６の上部に導くようにしている。熱交換
器６の下部のラインは停止冷却注水ラインの注入弁７
ａ，７ｂと接続されている。この時、従来の残留熱除去
系ポンプ５の吐出側から熱交換器６に接続するラインの
隔離弁１４は閉弁状態にあり、原子炉圧力容器２の蒸気
相部から熱交換器６の上部への、また、熱交換器６の下
部から原子炉圧力容器２の液相部への循環ループが形成
される。

【００２０】原子炉圧力容器２の蒸気相部と接続する一
次側は、高圧条件となるために、熱交換器６の管側が対
応するようにしている。なお、一次側を熱交換器６の胴
側としても技術的な問題はないが、胴全体が高圧仕様と
なるために、製作コストが高くなる。

【００２１】一方、熱交換器６の二次側は、隔離弁１５
ａ，１５ｂにより補機冷却系３から隔離されている。ま
た、熱交換器６の二次側には、補給水弁１７を介して補
給される冷却水が内蔵されていると共に、その上部には
大気開放弁１６を介して大気に開放するラインが設けら
れている。

【００２２】これらの構成により、原子炉圧力容器２で
発生した蒸気は、熱交換器６の一次側から二次側の冷却
水に熱を移行し、凝縮する。熱交換器６の上部で凝縮し
た蒸気は復水となり、熱交換器６の下部から重力に従っ
て原子炉圧力容器２の液相部に戻る除熱閉ループが形成
される。

【００２３】熱交換器６における熱交換によって、熱交
換器６二次側の冷却水は蒸発し、大気開放弁１６を介し
て大気に開放される。この蒸発により熱交換器６二次側
の冷却水が減少する場合は、補給水弁１７を開弁し、冷
却水を補給する。

【００２４】これら間欠的な補給水が得られれば、短期
的な弁の開閉操作だけで継続的なポンプの運転がなくて
も、長期的な崩壊熱の除去が確保できる。

【００２５】図２に本発明の他の実施例を示す。図２に
示す実施例では、図１に設けた原子炉圧力容器２内の蒸
気相部と熱交換器６の上部を接続する隔離弁１３ａ，１
３ｂが削除され、そのかわりに、原子炉格納容器１内部
と熱交換器６の上部を接続する隔離弁１８を設けてい
る。

【００２６】これにより、冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）
等に伴う原子炉格納容器１への大量の蒸気放出が発生し
ても、原子炉格納容器１から隔離弁１８を介して熱交換
器６の上部へ、そして熱交換器６の下部からサプレッシ
ョンプール戻りラインの注入弁１０を介してサプレッシ
ョンプール８への循環ループが形成され、原子炉格納容
器１の除熱が達成される。

【００２７】図１と図２に示される各実施例は、従来の
残留熱除去系に付加して、それぞれ個別に装備されても
よいし、同時に装備されてもよい。ただし、残留熱除去
系に帰属する弁には次のようなインターロックを設ける
ことが必要である。

【００２８】（１）隔離弁１３ａ，１３ｂの開弁時は、
サプレッションプール冷却戻りラインの注入弁１０、格
納容器スプレイラインの注入弁１１及び隔離弁１４を閉
弁しておくこと、（２）隔離弁１８の開弁時は、停止時
冷却注入弁７ａ，７ｂ、格納容器スプレイラインの注入
弁１１及び隔離弁１４を閉弁しておくこと、（３）隔離
弁１３ａ，１３ｂと隔離弁１８の同時開は阻止し、また
隔離弁１３ａ，１３ｂの開弁時は停止冷却注入ラインの
注入弁７ａ，７ｂの開は許可し、隔離弁１８の開弁時は
サプレッションプール冷却戻りラインの注入弁１０の開
は許可すること、図３に前記した各実施例に使用される
横置きＵ字管形熱交換器内の水位制御系の構成を示す。
図３に示される水位制御系は、熱交換器６胴部の水位を
測定する水位計１９とこの水位計１９の信号と任意の制
御信号２１を受け補給水弁１７の開度を設定する制御系
２０とで構成されている。

【００２９】熱交換器６の一次側は、原子炉圧力容器２
内蒸気相部から供給される蒸気相と、その下部に凝縮し
た液相が存在する。また、二次側は、上部に蒸発蒸気
相、下部に冷却水相が存在する。このために熱交換器６
二次側の水位を上昇させると、一次側蒸気と二次側冷却
水の熱交換量が増加し、原子炉圧力容器２からの除熱量
を増加することができる。

【００３０】このように熱交換器６二次側の水位を制御
することにより原子炉圧力容器２からの除熱量をも制御
することができる。

【００３１】図４に前記した各実施例に使用される縦置
きの熱交換器内の水位制御系の構成を示す。図３に示さ
れるＵ字管形熱交換器の横置き例では、胴の上下に管束
が局在するために、熱交換器６二次側の水位が中心部を
上回るか否かで、交換熱量が大幅に変化するものである
ため、交換熱量の制御に稍困難性があるが、図４に示さ
れる直管形熱交換器の縦置きの例では、熱交換器６二次
側の水位による交換熱量の制御が一層容易になるもので
ある。

【００３２】すなわち、図４に示す熱交換器６は直管の
縦置きであり、熱交換器６二次側の水位及び一次側蒸気
と二次側冷却水の熱交換量は、ほぼ直線関係にあること
から、横置きの例に比べて、制御性の向上が図れる。

【００３３】図５は、縦軸に熱交換器内の水位をとり、
横軸に熱交換器水位制御信号（負←０→正）をとった制
御特性の一例を示す。図５において、熱交換器６の二次
側の水位は、熱交換器６の管束上端まで上昇していると
きが、最も熱交換量が大きくなる。また、熱交換器６の
管束下端以下の水位では、顕著な熱交換は期待できな
い。さらに、熱交換器６二次側の過大な水位上昇は、冷
却水の熱交換器６外への流出を伴い、好ましくない。

【００３４】これらのことから、熱交換器６二次側の水
位変化範囲は、水位の制御信号２４の増加に対しては、
熱交換器６の管束上端から熱交換器６の胴部上端までの
間で上限を持つよう設定する。また、水位の制御信号２
４の減少に対しては、熱交換器６の管束下端に下限を持
つよう設定する。

【００３５】図６に前記した実施例に使用される隔離弁
１３ａ，１３ｂの制御構成の例を示す。この制御構成
は、熱交換器６一次側の入口と出口との圧力差を測定す
る差圧計２２及びこの差圧計２２と隔離弁１４及び制御
信号２４からの信号を受け隔離弁１３ａ，１３ｂを制御
する制御系２３からなっている。

【００３６】隔離弁１３ａ，１３ｂは、隔離弁１４との
同時開が阻止されると共に、熱交換器６一次側の入口と
出口との圧力差が正、すなわち熱交換器６一次側の入口
圧力が出口より高い場合のみ開弁が許可されるようなイ
ンターロックを設ける。これにより、圧力のアンバラン
スによる熱交換器６や低圧部への逆流を回避することが
できる。

【００３７】

【発明の効果】本発明は、従来の残留熱除去系の系統構
成を大幅に変えることなく、残留熱除去系の熱交換器の
配置及び配管や弁の追加程度の範囲で、次のような効果
が得られる。

【００３８】（１）最終除熱経路として、従来の海水に
加えて、大気への放熱が期待できる。これにより、プラ
ントのトラブル時における対応手段が増大し、プラント
の安全性の大幅な向上が望める。また、補機冷却系への
依存が軽減できるために、従来の補機冷却系に要求され
ていた高い信頼性と高度な保守・管理に要する負担が軽
減でき、建設や管理のコストを低減することができる。

【００３９】（２）弁のラインアップと熱交換器二次側
への間歇的な補給水が得られれば、残留熱除去系ポンプ
や補機冷却系の継続的な運転がなくても、継続的な崩壊
熱除去が得られる。これにより、崩壊熱除去機能の信頼
性と多様性の向上が得られ、多重性に立脚した設計を回
避することができ、建設コストを低減することができ
る。

【００４０】（３）これらから、従来の残留熱除去系の
建設コストを増加することなく、崩壊熱除去に対する多
様性と信頼性を向上させ、プラントの安全性を大幅に向
上することができた。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の残留熱除去系の一実施例を示す構成
図。

【図２】本発明の残留熱除去系の他の実施例を示す構成
図。

【図３】本発明に使用する熱交換器の水位制御系の一例
を示す構成図。

【図４】本発明に使用する熱交換器の水位制御系の他の
例を示す構成図。

【図５】本発明に使用する熱交換器の水位制御特性図。

【図６】本発明に使用する熱交換器の隔離弁制御系の一
例を示す構成図。

【図７】従来技術の残留熱除去系の一例を示す構成図。

【符号の説明】

１ 原子炉格納容器 ２ 原子炉圧力容器 ３ 補機冷却系 ４ａ，４ｂ 停止時冷却吸込ラインの隔離弁 ５ 残留熱除去系ポンプ ６ 熱交換器 ７ａ，７ｂ 停止時冷却注入ラインの注入弁 ８ サプレッションプール ９ サプレッションプール冷却吸込ラインの
隔離弁 １０ サプレッションプール冷却戻りライン
の注入弁 １１ 格納容器スプレイラインの注入弁 １２ａ，１２ｂ 主蒸気隔離弁 １３ａ，１３ｂ 隔離弁 １４ 隔離弁 １５ａ，１５ｂ 隔離弁 １６ 大気開放弁 １７ 補給水弁 １８ 隔離弁 １９ 水位計 ２０ 制御系 ２１ 制御信号 ２２ 差圧計 ２３ 制御系 ２４ 制御信号

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 橋本光司 茨城県日立市幸町三丁目２番１号 日立エ ンジニアリング株式会社内 (72)発明者 鈴木博志 茨城県日立市大みか町三丁目18番１号 茨 城日立情報サービス株式会社内 (72)発明者 斉藤 実 茨城県日立市大みか町三丁目18番１号 茨 城日立情報サービス株式会社内 (72)発明者 久持康平 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内

Claims (6)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 原子炉圧力容器の液相部又はサプレッシ
   ョンプールの高温水をポンプで昇圧した後に補機冷却系
   に接続された熱交換器に通して冷却し、おのおの原子炉
   圧力容器又はサプレッションプールに戻すことで崩壊熱
   を除去する残留熱除去系を備えた原子炉設備において、 前記熱交換器を原子炉圧力容器より高い位置に設置する
   と共に、原子炉圧力容器の蒸気相部から熱交換器の一次
   側の上部まで隔離弁付きの接続ラインを設け、このライ
   ンと熱交換器の一次側の下部から注入弁を介して原子炉
   圧力容器の液相部に接続するラインとで循環ループを形
   成し、さらに熱交換器の二次側に大気と接続する隔離弁
   付き大気放出ライン並びに熱交換器の二次側への注入弁
   付き補給水ラインを設けてなるポンプを使用しない残留
   熱除去系を備えたことを特徴とする原子炉設備における
   残留熱除去系。
2. 【請求項２】 原子炉圧力容器の液相部又はサプレッシ
   ョンプールの高温水をポンプで昇圧した後に補機冷却系
   に接続された熱交換器に通して冷却し、おのおの原子炉
   圧力容器又はサプレッションプールに戻すことで崩壊熱
   を除去する残留熱除去系を備えた原子炉設備において、 前記熱交換器を原子炉圧力容器より高い位置に設置する
   と共に、原子炉格納容器上部から熱交換器の一次側の上
   部まで隔離弁付きの接続ラインを設け、このラインと熱
   交換器の一次側の下部から注入弁を介して原子炉格納容
   器に接続するラインとで循環ループを形成し、さらに熱
   交換器の二次側に大気と接続する隔離弁付き大気放出ラ
   イン並びに熱交換器の二次側への注入弁付き補給水ライ
   ンを設けてなるポンプを使用しない残留熱除去系を備え
   たことを特徴とする原子炉設備における残留熱除去系。
3. 【請求項３】 請求項１及び請求項２で規定した二つの
   循環ループを形成する接続ラインを設けると共に、請求
   項１で規定した循環ループを形成する場合は請求項２で
   規定した循環ループの形成が阻止され、また請求項２で
   規定した循環ループを形成する場合は請求項１で規定し
   た循環ループの形成が阻止されるようなインターロック
   を設けたことを特徴とする原子炉設備における残留熱除
   去系。
4. 【請求項４】 請求項１から請求項３で規定した残留熱
   除去系の熱交換器において、熱交換器の二次側の水位と
   任意の設定値を比較し、補給水系の注入弁の開度を調整
   することで熱交換器の二次側の水位を一定に維持する制
   御系を設けたことを特徴とする原子炉設備における残留
   熱除去系。
5. 【請求項５】 請求項４で規定した熱交換器の二次側の
   水位制御系に置いて、熱交換器の二次側の水位変化範囲
   を、上限が熱交換器の管束上端から熱交換器の胴部上端
   までの間で、下限が熱交換器の管束下端までの間に制限
   することを特徴とする原子炉設備における残留熱除去
   系。
6. 【請求項６】 請求項１から請求項３で規定した残留熱
   除去系の熱交換器において、熱交換器の一次側の入口と
   出口の間に差圧計を設け、入口圧力が出口圧力より高い
   条件の場合に、原子炉圧力容器の蒸気相部から熱交換器
   の一次側の上部までの接続ラインの隔離弁又は原子炉格
   納容器上部から熱交換器の一次側の上部までの接続ライ
   ンの隔離弁が開弁できるインターロックを設けたことを
   特徴とする原子炉設備における残留熱除去系。