JPS5816479B2 - 総合機能型原子炉後備冷却系統設備 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、原子炉運転中の主冷部以外の各種補助冷却系
統、例えば余熱除去系統や隔離冷却系統などの機能を単
一の系統設備で全て兼備させるようにした総合機能型原
子炉後備冷却系統設備に関するものである。

軽水炉や圧力管型重水炉等の沸騰軽水冷却型原子炉では
、原子炉運転中の主冷却以外に、停止後各種モードにお
ける冷却を行うために様々な補助冷却系統が設けられて
いる。

これらの補助冷却系統としては、原子炉停止後１時間以
上を経過してもなお発生しつづけている全出力時の１係
程度の余熱を冷却除去するために大容量の主冷却系統を
運転する不経済を避けることを目的とする余熱除去系統
、電源喪失等で主冷却系統（タービン系統）が急に停止
し、原子炉が各隔離弁閉鎖によって外部と遮断された場
合の隔離冷却系統、原子炉冷却系統の破損事故時に直ち
に外部から水を注ぎ込む高圧注水系統、冷却材喪失事故
後外部からの注水の後に格納容器底部に溜った水を汲み
上げて再循環し熱交換器によって熱を除去する事故後再
循環冷却系統、冷却材喪失事故後に特殊な破断条件のた
め自然循環による各チャンネルの冷却が不十分になる場
合に対する冷却材喪失事故後強制循環系統がある。

また、これらのほかに、原子炉系には、通常の起動・停
止および定常運転中に原子炉冷却材の純度を一定以上に
維示するための原子炉浄化系統が設けられている。

従来、これら各種の補助系統設備はそれぞれ独立に設け
られていたから、多くの配管、ポンプ、弁等によって原
子炉付属系統設備が複雑となり、原子炉建屋およびその
補助建屋は大規模なものとなり、建設コストを高くする
大きな要因の一つであった。

本発明は、かかる各種補助系統が全て同程度の注水また
は循環水系統であり、どの系統も同時に使用されずに異
なった時点で必要となるという点に着目しなされたもの
であって、その目的とするところは、多種多様な補助系
統設備の機能を単一の系統設備で全て兼備させ、補助系
統設備を小親模簡略化しえ、建設コストを低減しうるよ
うな縫合機能型原子炉後備冷却系統設備を提供すること
にある。

以下図面に基づき本発明について詳述する。

第１図は圧力管型重水炉の概念図である。

原子炉は燃料集合体を圧力管１内に入れ、更に煉炭状の
カランドリアタンク２に多数挿入して構成され該圧力管
１内を冷却材が流通する。

冷却材の出力側は蒸気ドラム３で合流し、その液相側は
再循環ポンプ４を介してウォータドラム５へ連絡され、
そこで多数の配管に分岐して各圧力管１に送られる。

蒸気ドラム３の気相側は蒸気タービン６と接続されてい
て、蒸気で蒸気タービン６を回わし、交流発電機Ｔを駆
動し、復水器８で水に戻された後、給水ポンプ９で前記
蒸気ドラム３の液相側に送られる。

本発明に係る後備冷却系統設備１０は蒸気ドラム３とウ
ォータドラム５との間に設けられている。

本発明に係る後備冷却系統設備の一実施例を第２図に示
す。

蒸気ドラム３の気相側３ａおよび液相側３ｂからの出力
をそれぞれ出口弁１１ａ。

１１ｂを介してから合流させ、流量調節弁１２、再生熱
交換器１３の一次側、非再生熱交換器１４の一次側、減
圧オリフィス１５および弁１６よりなる弁封減圧装置、
弁１７と浄化脱塩塔１８と脱塩塔後備ストレーナ１９よ
りなる弁封冷却材純化装置、後備循環ポンプ２０、弁２
１を備えた再生熱交換器１３の二次側をこの順序で流れ
るように配管接続し、更に分岐してそれぞれ人口弁２２
ａ１２２ｂを経て蒸気ドラム気相側３ａおよびウォータ
ドラム５に至るようになっている。

また、前記再生熱交換器１３の一次側出口と非再生熱交
換器１４の一次側入口とを結ぶ配管２２に分岐流路２３
を設けて弁２４を介して蒸気放出ブール２５と連絡され
ている。

更に、前記弁封減圧装置にはバイパス弁２６を備えた第
１のバイパス配管２７が接続され、前記弁封冷却材純化
装置にはバイパス弁２８を備えた第２のバイパス配管２
９が接続され、後備循環ポンプ２０の入口側には調整弁
３０、炉水補給ポンプ３１、復水貯蔵タンク３２を結合
し、再生熱交換器１３の二次側にバイパス弁３３を備え
た第３のバイパス配管３４を設け、また前記非再生熱交
換器１４の二次側を原子炉補機冷却系統ＡＣ８に接続し
てなる。

このように構成した後備冷却系統設備によって様々な機
能を発輝させることができる。

次にそれぞれの動作について第３図以下で説明する。

各図において、使用配管部分を実線もしくは破線で、不
使用配管部分を一点鎖線で示す。

（１）余熱除去系統 ； 余熱除去系統は、原子炉停止後１時間以上を経過
してもなお発生しつづけている全出力時の１係程度の余
熱除去を行うものであって、次の起動まで短い場合は数
時間、長い場合は数百時間にわたり停止中の原子炉の冷
却を維持するものである。

このため、第３図に示すように、蒸気ドラム液相側３ｂ
から炉水を導出し、流量調節弁１２、再生熱交換器１３
、非再生交換器１４を通す。

通常、弁１６を閉じてバイパス弁２６を開き、バイパス
管２７を通し、またバイパス弁２８を開いて後備循環ポ
ンプ２０によって必要量を確保し、再生熱交換器バイパ
ス弁３３を介してウォータドラム５に導く、非再生熱交
換器１４は原子炉補機冷却系統ＡＣ８によって冷却され
、余熱除去が行われる。

炉停止中においても炉水浄化を継続する必要がある場合
には、破線で示すように、バイパス弁２８を閉じて弁１
７を開き、浄化脱塩塔１８および脱塩塔後備ストレーナ
１９を通し炉水浄化も行う。

この場合、炉停止後の時間が短く炉圧が高ければ、バイ
パス弁２６を閉じ、弁１６を開いて減圧オリフィス１５
を使用すればよい。

また、炉水の補給は復水貯蔵タンク３２から炉水補給ポ
ンプ３１および調整弁３０によって行う。

（２）隔離冷却系統 電源喪失等で主タービン、復水器、給・復水ポンプが停
止し隔離弁が閉鎖すると、原子炉系は圧力が上昇してい
く。

すると、逃し安全弁が動作し炉水が減少していくが、か
かる事態に対処して原子炉系に水を補給するのが隔離冷
却系統である。

第４図に示すように、減圧装置の弁１６、そＤ／ ｑ
ノｚ”：）弁２６を閉じ、炉水補給ポンプ３１を起動し
、調整弁３０を開き、後備循環ポンプ２０によって復水
貯蔵タンク３２の水をウオークドラム５に送る。

この場合、ウォータドラム５および原子炉系にに冷水を
注入することによる熱的衝撃を緩和するため、蒸気ドラ
ム３の液相側３ｂの出口弁１１ｂを閉、蒸気相側３ａ出
口弁１１ａを開、流量調整弁１２および弁２４を開き、
弁２１を開、バイパス弁３３を閉とすることによって、
蒸気ドラム３からの流出蒸気を蒸気放出プール２５に導
き、再生熱交換器１３で蒸気と水との一次二次間熱交換
を行い給水加熱する。

このようにして炉水の減少を防止する。

（３）高圧注水系統 原子炉冷却系統で中小破損事故が生じた時、原子炉系の
圧力を下げ低圧注水系統を使用できる状態にするのが高
圧注水系統である。

このため、第５図に示す如く大体隔離冷却系統として使
用する場合と同様、脱塩塔ラインの弁１７およびそのバ
イパス弁２８を閉じ、調整弁３０を開いて復水貯蔵タン
ク３２の水を炉水補給ポンプ３１および後備循環ポンプ
２０によって蒸気ドラム３の蒸気相へ注水する。

その際、再生熱交換器１３を使用して加熱注水するかあ
るいは第３のバイパス配管３４を用いて冷水注入するか
は、事故時の減圧と炉水減少の相互関係、冷水注入時の
蒸気ドラム各部に生じる熱応力レベルからより適した方
を採用すればよい。

即ち、再生熱交換器１３を使用する場合には、蒸気ドラ
ム３の蒸気相側３ａから出口弁１１ａ、流量調整弁１２
を開いて再生熱交換器１３の一次側に蒸気を導き、弁２
４を開いて蒸気放出プール２５に蒸気を放出するように
し、二次側は後備循環ポンプ２０からの水をバイパス弁
３３を閉じ弁２１を開くことによって、再生熱交換器１
３を通して加熱して蒸気ドラム３の蒸気相またはウォー
タドラム５に導く。

ウォータドラム５に注入する方を選ぶ場合には、中小破
断事故時に減圧よりも注水の方が効果的であるとか蒸気
ドラム蒸気相３ａへの注水ライン自体が破損したことが
確任されたような特殊なケースである。

（４）事故後再循環冷却系統 冷却材喪失事故後、数時間経過して復水貯蔵タンク３２
の水が無くなった時、格納容器底部サンプまたは蒸気放
出プールから水を汲み上げて原子炉注水を続けるのが事
故後再循環冷却系統である。

第６図に示すように、弁２４、バイパス弁２６，２８，
３３を開とし、蒸気放出プール２５内の水を後備循環ポ
ンプ２０によってウォータドラム５内に再注入する。

このとき、流量調整弁１２、弁２１、調整弁３０をいず
れも閉としておき、非再生熱交換器１４を活用して原子
炉補機冷却系統ＡＣ８によって冷却する。

（５）事故後強制循環系統 強制循環系統は、冷却材喪失事故後、各チャンネルの流
量配分で不均一になる場合とか、減圧がすすんでから低
圧条件下でのチャンネル間不安定性の生じる可能性があ
る場合に用いられる。

第７図に示すように、流量調整弁１２、バイパス弁２６
，２８，３３をいずれも開とし、蒸気ドラム３の液相側
３ｂから出口弁１１ｂを通り、後備循環ポンプ２０を駆
動してウォータドラム５へ、通常の余熱除去モードと同
様の運転を行えばよい。

（６）冷却材浄化系統 原子炉冷却材浄化系統は、原子炉の定常運転中および起
動・停止時に原子炉冷却材の純度を維持するため原子炉
冷却系統主ループの主循環ポンプと並列に一部の水を分
流させ、イオン交換樹脂脱塩塔を通して浄化するもので
ある。

このため、第８図に示す如く、原子炉運転中または起動
・停止操作中に、蒸気ドラム液相側３ｂの水を出口弁１
１ｂ、流量調整弁１２を開いて再生熱交換器１３、非再
生熱交換器１４によって冷却し、減圧オリフィス１５に
よって減圧して弁１６．１７を通し、浄化脱塩塔１８お
よびその後備ストレーナ−９を通して浄化し、後備循環
ポンプ２０によって再生熱交換器１３の二次側を通して
ウォータドラム５において主ループと合流させる。

したがって、弁２４，２６゜２Ｂ、３０．３３は閉じら
れ、原子炉補機冷却系統ＡＣ８による余熱除去が行われ
る。

なお、停止操作時の浄化の際は、余熱除去モードと一致
させ、再生熱交換器１３の二次側はバイパス− 弁３３を開いてバイパスさせる。

また、起動時末だ原子炉冷却系統の圧力・温度があまり
高くない場合は原子炉補機冷却系統ＡＣ８による除熱を
行わず、起動時の熱損失を抑え、起動を円較にする。

（７）炉水補給系統 起動時・通常運転時・停止時における原子炉系へ冷却材
を補給または充填するには、炉水補給ポンプ３１を駆動
し、調整弁３０を適当に制御することによって、復水貯
蔵タンク３２中の水を原子炉系に注入すればよい。

次に、この補助系統では、電源喪失時の安全停止対策が
施されている。

これは、外部送電系統が停止し、内部非常用電源設備の
緊急起動に失敗した場合に対する措置である。

後備循環ポンプ２０および炉水補給ポンプ３１を小型デ
ィーゼルエンジンによって常時駆動して高信頼度を維持
するか、小型ディーゼルエンジンにより発電拶を常時運
転してこの系統の後備循環ポンプ２０をその電源によっ
て運転し、炉水補給ポンプ３１は通常運転中極めて小容
量でよいから、５０係容量のものを３台設置し、そのう
ちの１台を常時運転していればよい。

つまり本発明は、上記各系統の必要容量が極めて類似し
ていること、およびそれら各系統の使用目的が全く別々
の時点での問題であるということを巧みに利用し、従来
それぞれ独立に設けられていた多数の設備系統の機能を
単一の統合機能型後備冷却系統によって全く支障なく遂
行しうるようにしたものなので、設備を小規模簡略化す
ることができ、巨額の設備コストの低減を図れるほか、
常時原子炉冷却材浄化系統として使用されているから、
緊急作動の系統として独立に設備されていた従来の各系
統の待機信頼度に比べてそれらの機能信頼度が大幅に向
上する等の数々のすぐれた効果を奏しうるものである。

【図面の簡単な説明】

第１図は圧力管型重水炉の概念図、第２図は本発明に係
る総合機能型後備冷却系統の一実施例の説明図、第３図
は余熱除去系統の機能の説明図、第４図は隔離冷却系統
の機能説明図、第５図は高圧注水系統の機能説明図、第
６図は事故後再循環冷却系統の機能説明図、第７図は事
故後強制循環系統の機能説明図、第８図は原子炉冷却材
浄化系統の機能説明図である。 ３・・・・・・蒸気ドラム、５・・・・・・ウォータド
ラム、１０・・・・・・総合機能型後備冷却系統、１１
ａ、１１ｂ・・・・・・出口弁、１２・・・・・・流量
調整弁、１３・・・・・・再生熱交換器、１４・・・・
・・非再生熱交換器、１５・・・・・・減圧オリフィス
、１６．１７・・・・・・弁、１８・・・・・・浄化脱
塩塔、１９・・・・・・脱塩塔後備ストレーナ、２０・
・・・・・後備循環ポンプ、２１．２４・・・・・・弁
、２５・・・・・・蒸気放出プール、２６，２８，３３
・・・・・・バイパス弁、３０・・・・・・調整弁、３
１・・・・・・炉水補給ポンプ、３２・・−・・復水貯
蔵タンク。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 水冷却型原子炉の後備冷却系統設備であって、蒸気
   ドラムの気相側および液相側からの出力をそれぞれ出口
   弁を介して合流させ、再生熱交換器−次側、非再生熱交
   換器−次側、弁封減圧装置、弁封冷却材純化装置、後備
   循環ポンプ、弁を備えた再生熱交換器二次側を旋れるよ
   うに配管接続し、分流してそれぞれ人口弁を経て蒸気ド
   ラム気相側およびウォータドラムに至るようにすると共
   に、前記再生熱交換器−次側出口と非再生熱交換器−次
   側入口とを結ぶ配管に分岐管を設けて弁を介して蒸気放
   出プールを連結し、前記弁封減圧装置に。 バイパス弁を備えた第１のバイパス配管を接続し、前記
   弁封冷却材純化装置にバイパス弁を備えた第２のバイパ
   ス配管を接続し、後備循環ポンプの入口側に調整弁、炉
   水補給ポンプ、復水貯蔵タンクを結合し、再生熱交換器
   の二次側に弁を備えた第。 ３のバイパス配管を設け、前記非再生熱交換器の二次側
   を原子炉補機冷却系統に接続してなる総合機能型原子炉
   後備冷却系統設備。 ２ 後備循環ポンプおよび炉水補給ポンプを専用の独立
   した動力源により運転する特許請求の範囲、第１項記載
   の設備。