JPS5818200A - 加圧水型原子炉の受動式緊急停止装置 - 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】 本発明は加圧水型原子炉に係るものであり、更に特定す
ればある棟の事故を伴なう圧力過葭状態を受動的に制御
するための装置に係るものである。

加圧水型原子炉の基本的特徴は、原子炉内に発生した熱
をサブクールした一次冷却ループへ移し、この−次冷却
ループは蒸気発生器又はスチームジェネレータを介して
熱を二次ループへ移して二次ループ内に蒸気をつくりタ
ービン・発電機を駆動する。−次冷却システムは約２２
５０　ｐｓｉの圧力で典型的に作動し、二次ループは約
９００　ｐｓｉで作動する。

一次側の叫管と容器とは約３０００ρｓｉの過圧に耐え
るように設計されており、この過圧の値は予想される事
故状態を伴なうピーク圧力に対して十分に余裕がある。

それらの事故の一つは、例えば−次ポンプ故障から生じ
る一次ループ内での冷却流が流れなくな令ことである。

−次システムの圧力の増大をもたらす別の予想される事
故は給水ポンプの故障から生じろスチームジェネレータ
の二次側の乾燥である。これらの事故シナリオは、事故
状態の開始時に安全制御棒が炉心に迅速に挿入され、そ
して炉心中に発生したパワーを減少したということを想
定した上でのことである。この想定したパワー減少が、
−次冷却材に蓄えられるエネルギーを制限することによ
りそしてそれによって必然的に圧力のピークを制限する
ことにより事故の影響力を緩和するのである。

近年、米国の原子力規程間は、安全制御棒の炉心への挿
入が失敗したことを想定して前記の事故を再分析するこ
とを要請している。この事故シナリオは「原子炉の緊急
停止なしの予想される過渡状態」　（“Ａｎｔｉｃｉｐ
ａｔｅｄ　Ｔｒａｎｓｉｅｎｔｓ　Ｗ自ｔｌｏｕ　ｔ３
Ｃ％ａｍ”）と呼ばれ、その順手をとってＡＴＷＳと省
略される。このＡＴＷＳは、例えハＡＴＷＳ”ｔ’あっ
ても一次冷却システムは約３０００　ｐｓｉの圧力ピー
クを越えてはならないということを証明するか、又はＡ
ＴＷＳの加圧の影響力を緩和する例えば追加改造すると
いうことのいずれかに伴なう莫大な費用を原子炉産業に
課することになったのである。

勿論、未だ建設されていない設備はＡ　ＴＷＳのシナリ
オに安全に耐えるように設計されていなければならない
。

ある設備については、費用をかけて詳細な分析や改装を
行なってＡ　ＴＷＳシナリオが安全に適応され得るとし
て原子炉規定局を満足させたけれども、すべての設備で
そうであったとはいえない。更に、ＡＴＷＳ規定は将来
一層厳格になるかも知れないのである。又、満足すべき
設備の予想事故中の作動を表わす基礎となるコンピュー
ターによる分析モデルを改良するのに現実には費用の面
から原子力技術者に制限が課せられている。

従って、必要とされるものとは、ハードウェアと解析的
変更の実施を最小限とし、そしてＡＴＷＳに耐える一次
冷却システムの能力を容易に増大する原理に基づく基本
的なシステム改良である。

本発明はそのような基本的改良を提供するものであって
、−次冷却システムの従来の加圧要素のサイズを増大し
て圧力ピークをつくる温度的駆動による一次冷却材の体
積増大が受容又は適応されていって逐には反応度の負の
温度係数が自動的に原子炉のパワーを減少し、そして圧
力ピークを許容値へ制限するのである。このことばＡＴ
ＷＳの開始にすぐ続いて生じる冷却材膨張から生じる一
次冷却水の体積の増大を決定することにより、そして加
圧器のサイズが加圧器内に蒸気と水の両方を、好ましく
は飽和状態で、維持するに十分な大きさにしておくとい
うことにより達成される。更に、好ましい実施例では、
−次冷却材の膨張による冷却材のサージを利用して原子
炉冷却システムの水の一部分を加圧器の容器の内容物と
完全に混合して飽和状態を維持するように加圧器を設計
している。

スチームジェネレータを通して原子炉冷却システムから
移されるパワーと同じ割合で原子炉がパワーを発生して
いるのが正常である。もしスチームジェネレータを通し
ての熱除去が、例えばスチームジェネレータの二次側の
乾燥ということによってできなくなっても、−次冷却材
の温度と体積とは増大する。この増大によって水のサー
ジが加圧器に襲来し、そして実際に、原子炉内の熱発生
を負の減速材反応度作用町より減少する。加圧器に襲来
する水の全部を蒸気体積をつぶしてしまうことなく保持
する加圧器を設けることにより、圧力を許容制限内に維
持するという所望の目的を達成する。

加圧器に入ってくる水のサージを加圧器の蒸気空間内へ
噴水として放出してその過渡状態中蒸気が飽和状態にあ
るようにすることによって圧力制御特性はかなり改善さ
れ得る。更に、加圧器に襲来する水がそこに存在する水
とよく混合するように加圧器を設計することが飽和圧力
を減少する。

もし圧力が十分に低ければ、全原子炉冷却システムは飽
和に到達し、原子炉内にかなりのボイド又は気泡が生じ
る。このボイドは、反応度を更に負とすることにより原
子炉の停止を促進する。

本発明は、Ａ　ＴＷＳの原子炉緊急停止中に生じる原子
炉冷却システムの体積急変を緩和して圧力ピークを許容
し得るものとする手段を提供する。更に、原子炉冷却シ
ステムから一次水は失なわれることは全くない。

第１図は加圧水型原子炉蒸気供給装置（Ｎ５ＳＳ　）’
１０の略図であって、−次冷却ポンプ１４により原子炉
を循環する減速冷却材へ移される熱をつ（るため核分裂
燃料（図示せず）を含む原子炉１２を示している。原子
炉１２からの熱せられた冷却材はスチームジェネレータ
１６に入り、そこでは熱（質量ではない）が二次流体ル
ープ１８．１８′へ移され、この熱はタービン・発電機
（図示せず）を駆動するのに使用される。−次高温配管
路２０は原子炉をスチームジェネレータ１６へ接続し、
そして−次低温配管路２２゛はスチームジェネレータを
ポンプ１４を介して原子炉１２の入口へ接続する。高温
配管路２０はサージライン２４を介して加圧器２６と流
通関係にある。この加圧器についての詳細は後述する。

正常作動中、原子炉１２内に発生したノくワーは制御棒
２Ｂの挿入や引上げにより制御される。この制御棒２８
は幾つかの動作パラメータに応答する制御装置２９と一
緒に略図的に示している。原子炉１２の正・□常出力を
制御することに加えて、制御棒２８は事故の開始又は非
常に危険な状態にも応答し、そして緊急停止を行なう、
すなわち完全挿入して原子炉を停とするように設計され
ている。

第２図を参照する。原子炉冷却システム３０に対する加
圧器の関係が略図的に示されている。典型的な新しい加
圧水型原子炉蒸気供給装置が全出力で作動するときには
、原子炉冷却システム３０は約５７０°Ｆの平均温度で
約１０，０００立方フイートのサブクールされた水を含
んでいる。原子炉冷却システムは第１図に示すように原
子炉１２、スチームジェネレータ１６、ポンプ１４、配
管路２０．２２を含んでいる。原子炉冷却システム３０
への熱入力は原子炉１２内の核反応によりつくられ、そ
して原子炉冷却システムから取除かれる熱はスチームジ
ェネレータ１６を介して二次ループ１８へ移される。

正常のパワーレベルの変化中−次原子炉冷却材圧力は約
２２５０９ｓｉの一定値に維持される。この一定圧力は
加圧器２６により維持されており、そして加圧器は液体
水レベル３２を有する閉じた容器であり、この液体水レ
ベルより上では蒸気を充填した上方域３４が膨張収縮し
て原子炉冷却システム３０内の温度変動から生じる水を
充填した下方域３６の体積の増減に適応する。＾つくり
と変化する圧力の制御に対しては加圧器２６は噴霧器３
６を含んでおり、この噴霧器を使用して蒸気３４を冷却
し、そしてそれによりＲＣ８圧力を下げることができる
。ヒーター３８も設けて水温と蒸気圧力３４とを増し、
それにより原子炉冷却システム３０内の圧力を増大する
。蒸気体積３４は噴霧器３６とヒーター３Ｂとによって
制御され蒸気体積３４内に所望の飽和圧力を維持する。

原子炉冷却システムの水３０はサブクールされた状態に
維持されている。典型的には、加圧器２６内の水と蒸気
とは原子炉冷却システム３０より上で約５０°Ｆの温度
で飽和している。

第１．２図を丹ひ奈照する。Ａ　ＴＷＳの兄生力１想定
される典型的な板切の状態は、原子炉１２カーそれの定
格出力の１００％で出力を出しており、そして原子炉冷
却システム３０と二次ループ間の均憫状態でスチームジ
ェネレータ１６カλ熱を移しているという状態である。

二次耐水１８カーなくなると一次ループ３０の熱吸収が
減少するとＬ・う事態が想定され、そして原子炉１２力
″−兄生するパワーを減少するよう制御棒２８が応答し
なかったという事態が想定され、これらの状態で原子炉
１２内で続けて熱が発生すると原子炉冷却システム３０
内の温度と圧力とが増大する。原子炉冷却システムの温
度の増大は、反応度の負の減速係数の結果として原子炉
へ負の反応度を与える。この負の反応度は原子炉のパワ
ーを減少させてそれはスチームジェネレータ１６の二次
９１１Ｊ１８’が吸収している熱パワーと等しくなる。

・ スチームジェネレータの二次側がボイルオンしている間
比較的安定した状態が維持される。スチ′　−ムシエネ
レータの水位か下降す１裏つれて補助又は緊急給水シス
テム（図示せず）がスチームジェネレータの二次佃１８
′へ定格給水゛１の約６％の圧送を開始する。然しなか
ら、これはその過渡状態の鍛初の部分罠対して極めて価
かな影響を与えるに過ぎない。

給水がな（なってから約１分３０秒するとスチームジェ
ネレータ１６は乾燥しきってしま０そしてスチームジェ
ネレータを通して移される熱は急速に零になる。このこ
とが大きな）（ワー不整合又はミスマツチを生じて原子
炉冷却システムの温度と圧力とを急速に筒める。原子炉
冷却システムの圧力が安全弁４０の設定点に到達すると
、弁は開き、そして圧力を逃がす。然しなから、原子炉
冷却システム３０からのインサージレート（ｉｎｓｕｒ
ｇｅｒａｔｅ　）は安全弁４０を通る流出よりも大ぎい
。それ故、蒸気の圧縮と圧力増大とは絖（。事実、加圧
器２６はぎっちり話まつしまう。そのうち、減速材の温
度が増大Ｔるにつれてパワーは急速に低減する。事実、
この負の反応度が原子炉１２を停止し一圧力過渡状態を
範らせるのである。

この過渡状態で型費な問題は、加圧器がきっちり品まっ
てから後で、原子炉の）（ワーが崩壊熱レベルまで減少
する以前の原子炉冷却システムの圧力のピークの大きさ
である。この圧力ピークは加圧器が詰まる時のパワー不
搬合の程度により巣なる。このことが温度増大の速度を
、従？て原子炉冷却システムの水の膨張率を決定Ｔるか
らである。

一般に、原子炉１２に発生する熱とスチームジェネレー
タ１６を通して移される熱との間の１００饅のパワー不
望合は原子炉冷却システムの平均温度に毎秒約４１の変
化をつくる。冷却材温度が変化するとき、冷却材によっ
て置侠される体積はその流体の特性に従って変化する。

この変化を３つの圧力、すなわち２２００　ｐｓｉ　（
凹線４１）、３０００　　。

ｐｓｉ　（曲１１１Ｉ！４２）、４０００　ｐｓｉ　（
曲線４４）について第３図に示す。曲線４１から例えば
、公称圧力２２００　ｐｓｉ　　において原子炉冷却シ
ステム平均温度が５０″Ｆ１増大して、それにより水が
約１０００立カフイード膨張Ｔる。

再び第１，２図を参照する。従来よりも大きな加圧器２
６を′設置して膨張冷却材３０の増分のすべてが加圧器
内に受は入れられ、蒸気体積３４を保持している。然し
なから、ある状況下では蒸気は過熱し、そして過渡状態
中の加圧器２６内の圧―により極端に尚い圧力を生じる
。本発明では。

加圧器内の水と蒸気とは滅しく混合されて略和゛状態の
ま＼となっていて、その結果圧力増大は原子炉が運転を
停止してい（間緩昶されている。過渡状態中原子炉冷却
システム３０内と加圧器２６内とで飽和状態に到達させ
ることのできる値へ圧力を保持することは本発明により
可能となる。原子炉冷却システム３０内に生じるボイド
は、反応度の負の減速材温度係数の影ＶＫより原子炉１
２の停止を促進する。か（して、好ましい実施例におい
ては、加圧器内における蒸気３４と原子炉冷却システム
の水３６との混合が水の温度を効果的に減少させ、そし
て原子炉冷却システム、の圧力を減少させる。

第４図を参照する。混合手段を肩°する加圧器の一実施
例が示されている。加圧器２６には混合管５０が設けら
れており、この混合管５０は加圧器内にその一端５２を
欣体域３６の下部に、そして他端５４を蒸気域３４の上
部にそれぞれ配置して、収容されている。原子炉冷却材
の体積が膨張してサージライン２４を通り【加圧器へサ
ージが細末すると、そのサージ夫ルスが水を混合管５０
を通して押し上け、そして散体水が蒸気体積内へ入って
（る。実際、原子炉冷却システムの水は噴騰して蒸気体
積の過熟を防止することにより圧力を低下させる。原子
炉冷却システム内の圧力が加圧器２６内の圧力と等しい
ので、加圧器内の飽和状態の維持は、原子炉冷却システ
ムの温度のピーク詭への増大につれてピーク圧力が加圧
器の飽和圧力に等しくなるということを保証している。

その点において、原子炉冷却システムが略オｌ状幅にあ
り−１そしてボイドをつくり、このボイドが原子炉にお
ける負の減速材過渡１系数のフィードバックを増進する
。

第５図は改良型加圧器２６の別の実施例を示し、この実
施例では混合管５０ａの下端５２ａはサージライン２４
の上端内にある。これは混合管へ大きな圧カバルスを与
え、そしてそれ酸サージライン２４内の所与の圧力パル
スに対し大きな放出噴霧体積をつくる。

第６図は改良型加圧器の第３の実施例を示し、この実施
例ではバイパス混合管５６の一端５８はサージライン２
４に接続され、そして放出端６゜は加圧器の蒸気体積３
４に入っている。混合管の偏倚された阻止弁６２は正常
作動中は混合管を隔離しているが、圧カバルスが既述の
混合作用を必要とする過渡状態となるとその間は混合管
を作用させる。

本発明を実施するに必要とされる加圧器の体７積の追加
分は、特定のパワープラントの規模と作動特性に基づい
、て決められる。その大きさを決定するのに考ＭＴるフ
ァクターを説明する。原子炉産業でよ（知られているよ
うに、原子炉プラント、特に加圧水型原子炉蒸気供給装
置のすべての作動パラメ□−夕は設計と認可とのＩ＋１
１方の一点から慎重に解析される。典型的′な加圧水型
原子炉に相当する以下のデータは例示に過ぎない。実際
の建設前に産業プラントについて行なわれる普通の解析
からプラント質料はイ４）られるからである。

加圧水型原子炉は梢碓にクリティカルな状態で本来平衝
する傾向がある（このクリティカルな状態はＫ（実効）
＝１．０又は反応度（ρ二□）Ｏに相当する）。ＡＷＴ
Ｓ　　の事故の概念では炉心の燃料と構成分布は実質的
に、ご定のま＼であると想定できる。事故中の変数は主
として燃料の温度と減速冷却材の温度である。規程では
ＡＴＷＳの場合制御棒は炉心に入り込んではいない。原
子炉のパ゛　ワーレベルは、制ｒ＝＋棒の静止の場合、
臨界性を決める燃料の温度と減速材の温度との組合せに
より決められる。

第７図を参照する。定格パワーのパーセントとして原子
炉パワーと燃料の反応度寄与（ドツプラー反応度）との
間の関係の典型的な曲線が示されている。１００パーセ
１ン１、トの定格パワーの最初の状態は零ドツプラー反
応度に対応する。以下の説明のため、反応度の値は最初
の１００パーセントの平向パワーにおける苓反応度に対
する差を表わす。

興子炉パワーを減少してい（につれて（減速材温度は一
定）、ドツプラー反応度は増大する。

原子炉冷却材平均温度が減速材反応度に影響するので（
一定の燃料温度における）減速材反応度を定格パワー状
態における減速材温度の反応度係数ＭＴ′Ｃの３つの値
に対し第８図に示す。曲線７０．７２．７４はそれぞれ
ＭＴＣ＋〇、５　Ｘ　１０−”／’Ｆ、−０，２Ｘ　１
０″″”／＃Ｆｓ　−２−５８１０−’／’Ｐ　Ｋ対応
する。

これらの減速材係数の範囲は、典型的な加圧木型原子炉
の燃料サイクル中に生じるものである。減速材反応度は
温度忙対し非常な非線形となっていて、減速材温度反応
度係数（曲線め微分）は冷却材の温度が増大するにつれ
て増々負となる。

第９図は、異なるパワーレベルにおいて炉心の反応度が
零のま＼である定常状態の条件において減速材とドツプ
ラ効果（第７図と第８図）を組合せた結果を示している
。炉心は臨界性、すなわち零反応度を求めているので、
そして減速材の温度（変数）がスチームジェネレータの
熱伝達特性により決定されそして外的要因として原子炉
に課せられるので、零臨界性が維持されるように燃料温
度を調整することにより原子炉それ自体Ｃま小さな摂動
に応答する。炉心のパワーは直接燃料温度に関係してい
るので、冷却材ｒＭ＆が燃料温度を決め、そして又この
燃料温度が冷却材＠度に影響するということが理解され
よう。このフィートノくツクは平向に到達するまで続く
。もし原子炉が減速材温度効果だけでゆっくりと停止さ
せられるのであれば、パワーが低下していくにつれて冷
却材の平均温度が上昇することを第９図は示している。

然しなから、ＡＴＷＳ　　の継続中はかなりの大きさの
反応度が原子炉に迅速に導入されるので、制御棒のよう
な外的なｌ負の反応度がないきき、原子炉冷却システム
が熱を除去しなくなるとパワーの開数としての平均冷却
材温度の動的軌跡は実際に第９図に示すｖＢｍよりも上
になる。負の反応度の変化量は、現代の＃型的な加圧水
型原子炉における最も厳格なＡＴＷＳの動的なコンピュ
ータシミュレーションから等比された第１０図に示した
のと同じ大きさである。そのようなシミュレーションは
、パワーレベルの時間依存性に対し即発中性子と遅発中
性子とがを与する原子炉の反応機構を考慮に入れている
。第１０図に示す効果を第９図へ加えるとき、第１１図
の実腺として示されている軌跡を得る。もし原子炉の冷
却システムからの熱除去が終り、そして外的な負の反応
度が導入されなければ、温度上昇から生じる負の反応度
により原子炉が自動的に停止するというのが正味の結果
である。更罠、温度上昇は第１１図から決定でき、そし
て過渡状態中の原子炉冷却システムの体積の増大も決定
できる。この情報によって加圧器と混合管の大きさと形
とが第３図から決定できる。

例えば、第３図と第７−１１図に示す加圧水型原子炉蒸
気供給装置の動作特性では、反応度の減速材係数は一〇
、２　Ｘ　１０−’／′Ｆより正ではなく、原子炉冷却
システムは１０，０００立方フイートの体積を有し、普
通の加圧器は約８００立方フイートの公称水体積と１５
００立方フイートの全体積とを有し、加圧器の追、加体
積は約１，５００立方フイートとなる。

原子炉の冷却材温度が増大する正常作動の過渡状態中正
常な圧力上昇を許しながら、ＡＴＷＳ過渡状態中は加圧
器内で流体を十分に混合させる大きさとなっている混合
導管を好ましい実施例は含んでいる。正常作動中上記の
抑圧に対する理由は正常な温度上昇のＤＮＢに対する影
響を最小として作動余裕を改善するということである。

【図面の簡単な説明】

第１図は典型的な加圧水型原子炉蒸気供給装置の略図で
ある。 第２図は原子炉冷却システムに対する加圧器の関係を示
す略図である。 第３図は原子炉冷却材の平均温度の全増大の関数として
原子炉冷却材の全熱膨張を、３つの圧力第４図は本発明
の一実施例の略図であって、加圧器内に配置された混合
管を示している。 第５図は本発明の第２の実施例の略図であり、す、−シ
ライン出口内に一端を配−した混合管啼示している。 第６図は本発明の第３の実施例の略図で′あり、加圧器
内の液体レベルをバイパスしている混合管を示している
混合管を示している。。 第７図は、典型的な原子炉について減速材の温第８図は
、全パワー減速材温度反応度係数ＭＴＣある。 第９図は、全パワー減速材温度反応度係数ＭＴＣある。 第１θ図は、　ＡＴＷＳの場合にパワーが降下する第１
１図は、第１θ図に示す過渡状態中迅速に原子炉を停止
させるに必要な全反応度を含む、第図中： ｌＯ・・加圧水型原子炉蒸気供給装置 １２・・原子炉 １４・・ポンプ １６　・　・蒸気発生器又はスチームジェネレータ１８
　、１８’・・二次流体ループ ２０・・−次高温配管路 ２２・・−次低温配管路 ２４−・サージライン ２６・・加圧器 ２８・・制御棒 ２９・・制御装置 ３０・・原子炉冷却システム。 ＦＩＧ、２ ＦＩＧ、３ ＦＩＧ、　４　　　　　　ＦＩＧ、　５ＦＩＧ、６ 凛き炉Ｉψワー（蜜椅２ン ＦＩＧ、７ ５７０　　５９０　　６１０　　６３０　　６５０　　
６７０　　６９０今条か冷却材っ平均Ｃ露ｌ（市） ）ゝ ＦＩＧ、８ ＦＩＧ、　　９ 肴Ｊ館の１１・ワー（８史ｒ昏） ＦＩＧ、１０ ４色に１．”Ｐｕｆ’）−ＣＣヒ＃ｒ　　％　）ＦＩＧ
、ＩＩ

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 原子炉、二次冷却ループと熱移転関係にあるスチームジ
   ェネレーターへ前記の原子炉を接続する高温配管部、前
   記のスチームジェネレータを原子炉入口へ接続する低温
   配管部、及び原子炉冷却システムを他して一次冷却材を
   循還させるポンプから成る一次冷却システムとサージラ
   インを通して前記の高温配管部と流通関係にある加圧器
   とを含み、前記の原子炉は反応度の負の減速材温度係数
   を有していて全パワ一定格値以上７で一次冷却材の平均
   温度のピークで原子炉のパワーは下降して崩壊熱レベル
   を下げるようになっている、加圧水型原子炉蒸気供給装
   置において、前記の加圧器は液体充填の下方領域と接触
   している蒸気充填の上方領域を有し、前記のピーク温度
   に対応する一次冷却７ステムの水体積の増大が前記の加
   圧器内の蒸気体積をつぶすことなく加圧器内で適応され
   るように加圧器の大きさを定めていることを特徴とした
   加圧水型原子炉蒸気供給装置。