JPS5836760B2 - 冷却材喪失事故防止型原子力発電プラント - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、配管破断事故時に冷却材喪失速度が小さくて
済むような配管支持機構と、事故発生時における瞬時冷
却材大量注入機構との組合せによって・万一原子炉冷却
系統の配管破断事故が発生したとしても、炉心が決して
冷却材から露出しないようにした冷却材喪失事故防止機
能を有するものである。

現在、原子力発電プラントについて考えられている最大
事故は、その冷却系統配管の瞬時完全破断による冷却喪
失事故である。

このような事故に対処するため設けられているのが非常
用炉心冷却系統であって、破断事故発生時に原子炉冷却
系統に冷却材を送り、事故の大規模な進展を阻止し、炉
心を冷却する。

ところが従来の原子力発電プラントでは、配管破断が生
じると破断面は大きくずれて、大量の冷却材が急速に流
出する虞れがあり、また事故の発生を検出してから非常
用電源エンジンや非常用炉心冷却系統のポンプを起動す
るから、その定格流量に達するまでの時間遅れと前記の
如き大きな冷却材喪失速度の故に、炉心は必ず一旦冷却
材から露出し、燃料温度が急上昇する。

その後、大容量の非常用炉心冷却系統の冷却材注入によ
って大規模の燃料破損が生じないように炉心は再ひ冷却
材中に浸漬されるが、このような燃料の異常な温度上昇
と急激な温度降下のためにかなりの燃料破損が生じるこ
とは避けられないという大きな欠点があったのである。

例えば圧力管型重水炉の場合、基本系統は第１図に示す
ように設計されていた。

重水減速材が充填されている煉炭状カランドリアタンク
１内に、熱料集合体を装荷した圧力管２が多数挿通され
、各圧力管は上昇管３によって蒸気ドラム４に連絡され
ている。

また、蒸気ドラム４からは下降管５、マニホルド６、再
循環ポンプ１、再循環ポンプ吐出管８、逆止弁９を経て
下部ヘツダ１０に接続され１人口管１１により前記各圧
力管２の下部に連結されている。

また、蒸気ドラム４からのＬ気は翫格納容器壁１２の内
外に位置している隔離弁１３ａ．１３ｂを備えた主蒸気
系統１４を通って主蒸気タービン１５により主発電機１
６を，駆動する。

復水器１γは、復水ポンプ１８、給水ポンプ１９、を備
えた給水系統２０により、隔離弁１３い逆止弁２１を介
して蒸気ドラム４に連結されている。

更に、復水貯蔵タンク２２は、高圧注水ポンプ２３、隔
離弁１３ｄを介して蒸気ドラム４に連結されると共に、
低圧注水ポンプ２４を介して急速注水タンク２５の流れ
と合流し、同じく隔離弁１３ｅを介して、弁２６，２γ
によりそれぞれ蒸気ドラム４および下部ヘツダ１０に連
結されている。

ここで、弁２６と弁２γは破断位置によって注水先を切
り替えるための弁であって、弁２１を開き下部ヘツダ１
０への注水を基本としているが、人口管１１や下部ヘツ
ダ１０の配管接続ノズル部の破断で下部ヘツダ１０への
注水では効果が充分でない場合には、弁２γを閉じ弁２
６を開いて蒸気ドラム４に注水するようにする。

また、逆止弁９は、下降管５および再循環ポンプ吐出管
８の破断時に下部ヘッダ１０に注いだ水が直接破断口に
行くことなく原子炉側に効果的に行くよう設けられてい
る。

冷却材喪失事故に対する従来のこのような設計では、ま
ず蒸気ドラム４の水位等によって事故の発生を検出し、
次に非常用ディーゼル発電機を起動し（外部電源は事故
発生と同時に停電するものと仮定）、各注水ポンプが定
格流量状態に達するまで起動完了するのに、全部で約３
０秒程度の時間遅れが生じるものと考えられ、そのため
に炉心燃料が水力）ら露出して燃料温度が異状に高くな
り、燃料の異状破損事故とならざるを得ないのである。

本発明の目的は、上記のような従来技術の欠点を解消し
、万一原子炉冷却系統の配管破断事故が発生したとして
も、炉心は決して冷却材から露出せず、燃料破損事故が
生じないような、冷却材喪失事故防止機能を有する原子
力発電プラントを提供することにある。

，即ち本発明は、原子炉冷却系統の大口径主要配管を、
機器壁等に固定され且つ配管軸方向に延びているレール
部材と、該レール部材に対して摺勤可能に嵌合し配管外
径よりもやや大径の配管挿入孔を備えた環状支持部材と
の組合せからなり、該環状支持部材はレール部材に対し
て所定位置で固定可能とした配管支持機構によって保持
し、配管破断時の大幅な動きを阻止するようにすると共
に、復水器からの復水をを蒸気ドラムに供給するための
常用冷却材供給系統を、非常時に開く止め弁を介して復
水貯蔵タンクに連結し、かつその先端を分岐させて蒸気
ドラム及び下部ヘッダにそれぞれ弁を介して連結し、非
常用冷却材供給系統としても用いるようにした冷却材喪
失事故防止型原子力発電プラント。

次に、図面に基づき本発明について詳述するが、以下の
説明は本発明を沸騰軽水冷却圧力管型重水炉に適用した
場合の一実施例についてのものである。

第２図の概念図から明らかなように、重水減速材の充填
された煉炭状のカランドリアタンク５１のカランドリア
管内に、内部に燃料集合体が装荷された圧力管５２が挿
通され、各圧力管５２にはそれぞれ上昇管５３が接続さ
れて蒸気ドラム５４と連絡されており、また、蒸気ドラ
ム５４の液相側には下降管５５が接続され、マニホルド
５６、再循環ポンプ５γを介して再循環ポンプ吐出管５
８によって下部ヘツダ６０に連絡され、そこから多数分
岐している入口管６１によりそれぞれ前記圧力管５２に
連結されている。

蒸気ドラム５４の蒸気相側は、格納容器壁６２の内外に
設けた隔離弁６３ａ ，６３ｂを備えた主蒸気系統６４
に導かれ、また、給水系統γ０の水は格納容器壁６２の
外側に設けた隔離弁６３ｃおよひ内側に設けた隔離弁と
じての逆止弁γ１を通って前記蒸気ドラム５４に導かれ
る。

このような概略構造において、冷却系統の大口径主要配
管は、その僅かな変位は許容されるが大幅な移動は阻止
される配管支持機構８０によって強固に保持され、配管
破断時の大幅な動きを阻止できるようになっている。

どの場合、特に上記配管支持機構８０を設けて大きな冷
却材放出破断口が発生しないように考慮すべき範囲は、
第２図からも明らかなように、蒸気トラム５４を中心に
下降管５５からマニホルド５６、再循環ポンプ５７を経
て再循環ポンプ吐出管５８の終端下部ヘツダ６０までの
原子炉再循環系統大口径配管部と、主蒸気系統６４の蒸
気ドラム５４から格納容器壁６２の外側隔離弁６３ｂま
での配管部および給水系統７０の外側隔離弁６３ｃから
蒸気ドラム５４までの配管部である。

しかし、原子炉圧力管５２、上昇管５３、入口管６１は
全て各圧力管ごとに細分化された冷却材流路を形威して
いるから、極めて小口径配管で、たとえそれらが完全破
断をおこしたとしても冷却材放出の速度は小さいから、
必ずしも上記のような配管支持機構を設ける必要はない
。

配管支持機構８０は、例えば第３図に示す如きものであ
って、配管軸方向に延長しかつ器機壁等に固定されるレ
ール部材８１と、配管８２の外径よりもやや大径の配管
挿通孔８３を備えた多数の環状支持部材８４の組合せか
らなる。

レール部材８１にはその長手力向に２本の溝８５が形成
され、環状支持部材８４の両脚部８６がそれぞれ前記溝
８５に嵌合し、レール部材８１の長手力向に摺動可能に
なっており、また、ボルト８γを取付け緊締することに
よって所望の位置で固定できるようになっている。

従って、通常は多数の環状支持部材８４の配管挿通孔８
３に配管８２を通して、該環状支持部材８４を所定位置
に固定することによって該配管８２を強固に保持するの
である。

前記のように、配管８２の外周面と配管挿通孔８３の内
周面との間には適切な間隙が設けられているから、原子
炉冷温停止と高温運転時との間の熱膨張変位や配管に生
じた破損口から冷却材が放出された時の熱的変位、更に
は配管軸方向への熱変形分の移動は許容でき、通常運転
時の熱変形に起因する事故誘発や配管破損時の事故拡大
の虞れがない。

このような配管支持機構であると、配管破断が起こりに
＜＜、万一破断が生じても配管の大幅な移動は阻止され
るから破断面同志のずれは少なく、冷却材の喪失速度を
低くおさえることができる。

更に、環状支持部材８４がレール部材８１に対し摺動可
能な構成としてあるから、定期点検時には増付けポルト
８１を外してレール部材８１上ヲスライドさせて一個所
に集めるようにすれば大口径主要配管の供用期間中検査
が容易となり、また修理も容易に行なえるという利点が
ある。

次に、本発明に係る重水炉発電プラントの基本系統図を
第４図に示す。

大部分の構成については既に第２図において詳述したか
ら、重複している部分については同一符号を対応させて
記入するにとどめ、記載を省略する。

第１図に示した従来例と全く異なる点は、冷却材喪失事
故に対処する高圧注水系統や低圧注水系統が無く、それ
らの機能を通常運転時に使用している原子炉給水系統に
よって遂行させている点である。

主蒸気系統６４で送られる蒸気は、主蒸気タービン６５
に送られ、主発電機６６を駆動する。

復水器６γの水は、復水ポンプ６８およひ給水ポンプ６
９を備えた給水系統７０によって弁γ６を介して蒸気ド
ラム５４に送られる。

また、前記給水系統１０は、弁１γを介して下部ヘツダ
６０にも接続される。

通常運転時には、弁γ６が開、弁７７が閉であって、破
断事故が生じた場合、その破断位置によっては切換えら
れる。

また、復水貯蔵タンク７２と給水系統７０とは止め弁９
０を備えた大容量配管で接続され、通常運転時、この止
め弁９０は閉である。

前記復水ポンプ６８および給水ポンプ６９は外部電源と
は別置の所内発電装置、即ちエンジン９１と発電機９２
によって駆動される。

再循環ポンプ吐出管５８の先端には、従来同様逆止弁５
９が設けられ、下降管５５および再循環ポンプ吐出管５
８の破断時に下部ヘツダ６０に注いだ水が直接破断口へ
向うことなく原子炉側に効果的に行くようになっている
。

このような原子力発電プラントの動作について述べると
次の如くである。

通常運転時の動作は従来と同様なので説明を省略する。

ただ、従来と異なる点は、復水ポンブ６８、給水ポンプ
６９は常に別置所内発電装置の電力によって運転される
点である。

このとき、前記のように、弁γ６は開、弁γγは閉、止
め弁９０は閉となっている。

次に、配管破断事故が生じた場合の動作について説明す
る。

配管破断事故が発生しても、前記のように冷却系の大口
径主要配管は大幅な移動が阻止されるように配管支持機
構によって強固に保持されているから、破断面のずれは
小さく、冷却水の喪失速度を低くおさえておける。

配管破断事故の発生は蒸気ドラム５４の水位変化等によ
って検出される。

すると、止め弁９０が開き、大容量の配管で復水ポンプ
６８の吸込側と復水貯蔵タンク１２とが直結され、大量
の冷却水が供給される。

注水先は破断箇所に応じて弁７６、弁１１により制御さ
れる。

入口管６１や下部ヘッダ６０の配管接続ノズル部が破断
した場合には、通常運転時と同様、弁γ６を開、弁１１
を閉として蒸気ドラム５４に注水し、それ以外の場合に
は弁７６を閉、弁７１を開として下部ヘツダ６０に注水
する。

このように、給水系統γ０の復水ポンブ６８および給水
ボンプ６９は通常運転時にも常に稼動状態にある別置所
内電源によって運転されるから、配管破断による原子炉
冷却材放出時であっても原子炉への給水が途絶せず、原
子炉冷却水の一時的な喪失現象、炉心の露出現象を防止
できるのである。

なお、当然のことながら、常用給復水系統を非常時にも
使用するから、その給水系統は安全防護設備としての多
重性、耐震性、高度の品質管理による信頼性等について
の配慮が必要となる。

以上、沸騰軽水冷却圧力管型重水炉発電プラントを例に
とって説明してきたが、本発明はこれに限定されるもの
でなく、他の形式の原子力発電プラントにも適用しうる
こと勿論である。

本発明は上記のように構成した原子力発電プラントであ
るから、まず第１に配管破断事故が生じても冷却系の大
口径主要配管は大幅な移動が阻止されるように配管支持
機構によって強固に保持されているから、破断面同志の
ずれは小さく、冷却材の喪失速度を小さくしておくこと
ができるため、大規模な冷却材喪失事故の発生を抑制で
きると共に、格納容器内圧の上昇上限を低くでき、格納
容器の設計が容易となり、第２に別置所内電源により通
常運転時にも使用しているから、必要時の起動不良の問
題がなく、非常冷却材供給信頼度を飛躍的に向上させる
ことができ、かつ非常時でもタイムラグのない連続給水
であるから配管破損時においても冷却材液位の異常低下
、炉心露出がなく、従って燃料温度の異常な上昇と冷却
材注入による燃料急冷現象に起因する燃料破損の可能性
がなく、第３に、給復水系統の信頼度を向上させて従来
の？常用冷却系統の機能も果たすようになっているから
、単なる外部電源喪失時の給水確保および通常運転時の
稼動性においても信頼度が向上し、第４に、従来配置さ
れていた非常用冷却系統設備とその亀気系統、制御系統
設備、格納容器貫通部機構、隔離弁等の設備が不要とな
り、より具体的に言えば、第１図に示す従来技術に比べ
て２本の配管と高圧水タンク等が不要となるなど著しく
簡素化され、それら設備の通常時の周期的試験のための
運転員の負担がないから結果的に原子力発電所管理信頼
度も向上するといった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図は従来の圧力管型重水炉発電プラントの基本系統
図、第２図は本発明に係る原子力発電プラントの一実施
例の配管支持機構設置範囲を示す部分概念図、第３図は
本発明で用いるに好適な配管支持機構の一実施例の一部
破断斜視図、第４図は第２図の原子力発電プラントの基
本系統図である。 ５１・・・カランドリアタンク、５２・・・圧力管、５
４・・・蒸気ドラム、５１・・・再循環ポンス６０ 下
部ヘッダ、６４・・・主蒸気系統、６５・・・主蒸気タ
ービン、６６・・・主発電機、６８・・・復水ポンプ、
６９・・・給水ポンプ、γ２・・・復水貯蔵タンク、８
０・・・配管支持機構、９０・・・止め弁０

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 原子炉冷却系統の大口径主要配管を、機器壁等に固
   定され且つ配管軸方向に延ひているレール部材と、該レ
   ール部材に対して摺動可能に嵌合し配管外径よりもやや
   大径の配管挿入孔を備えた環状支持部材との組合せから
   なり、該環状支持部材はレール部材に対して所定位置で
   固定可能とした配管支持機構によって保持し、配管破断
   時の大幅な動きを阻止するようにすると共に、復水器か
   らの復水をを蒸気ドラムに供給するための常用冷却材供
   給系統を、非常時に開く止め弁を介して復水貯蔵タンク
   に連結し、かつその先端を分岐させて蒸気ドラム及び下
   部ヘッダにそれぞれ弁を介して連結し、非常用冷却材供
   給系統としても用いるようにした冷却材喪失事故防止型
   原子力発電プラント。