JPS59178393A - 原子炉圧力容器下方領域の冷却装置 - 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】 〔発明の技術分野〕 本発明は原子炉圧力容器下方領域の冷却装置に畢 係り、特にこの原子炉圧力容器の下方領域形成されたロ
ーアキャビティ内に滞留された冷却材を冷却してからこ
のローアキャピテイに還流させ、このローアキャビティ
を冷却することによジ、このローアキャビティ内の温度
や圧力の上昇を抑制するようにした原子炉圧力容器下方
領域の冷却装置に関する。

〔発明の技術的背景とその問題点〕

一般に原子炉格納容器（以下格納容器という）には、い
わゆるエレベーテイドプール方式と称せられるものがあ
る。このエレベーテイドブール方式とは格納容器に格納
される原子炉圧力容器（以下圧力容器という）の下方領
域に形成された空間部（以下ローアキャビティという）
の底部がサプレッションプールの水面よりも下方に位置
す′るものをいう。このサプレッションプールは」二記
圧力容器を冷却するため、冷却材を貯蔵するものでろる
が、この冷却材は残留熱除去系により適宜νｄ項するよ
うになっている。この残留熱除去系は原子炉を停止した
あと、この原子炉の残留熱を除去し、原子炉を常温にま
で冷却する系統である。

第１図は、従来の沸騰水型原子力発電所におけるエレベ
ーテイドプール方式の格納容器と、その残留熱除去系の
サプレッションプール冷却方式の構成を示す全体構成図
であり、図中符号１は格納容器である。この格納容器１
は図示しない原子炉建屋内に収納されており、他方その
内部には圧力容器２を格納している。この圧力容器２は
コンクＩＪ−ト壁からなる生体遮蔽壁３で覆われており
、この圧力容器２の外周下部に周設したスカート４を介
して原子炉圧力容器ペデスタル５により支持されている
。また圧力容器２の下部にはインターナルポンプ６を設
ける。このインターナルポンプ６の駆動により圧力容器
２内の冷却材を強制循環するようになっている。

圧力容器２の下方領域には空間部、すなわちローアキャ
ビティ７を有し、このローアキャビティ７の外周にはド
ーナツ状のサプレッションプール８が設けられ、このサ
プレッションプール８は上記圧力容器２からベント管９
を介して導ひかれた異常高温水を流入させ、貯蔵するよ
うになっている。上記サプレッションプール８はこのサ
プレッションプール８に貯蔵される冷却水の水面がロー
アキャビティ７の底部よりも高い位置に位置される、い
わゆるエレベーテイドブール方式によ’）　ｉｉ＃成さ
れている。

一方残留熱除却系のサプレッションプール冷却方式はサ
プレッションプール８内の冷却水を冷却する冷却器とこ
の冷却水をサプレッションプール８内へ還流させる循環
配管とから王に構成されている。すなわち、一端を吸込
口部に形成した吸込ライン１１をその吸込口部がサプレ
ッションプール８内の下部に開口するように設け、一方
この吸込ライン１１の他端には冷却水輸送用のポンプ１
２を介して熱交換器１３の上流側を接続する。この熱交
換器Ｅ３の下流側は吐出ライン［４に接続される。この
吐出ライン１４の中途にテストライン［５を分岐させ。

テストライン【５の吐出口部をサプレッションプール８
内に開口するように設けて、冷却水をこのサプレッショ
ンプール８内へ還流する循環配管が構成される。

上記吸込ライン■１は格納容器ｌを貫通する際は、べ、
＋）レーション（貫通部）　１６を経てその外側方向へ
延出するようになっており、配管の破断が他の配管に悪
影響を与えないように保護している。

なお、第１図中符号１０は１及込弁、［７はポンプ吐出
側逆止弁、［８はオリフィス、１９は隔離弁をそれぞれ
示す。

ところで上述したような従来のエレベーティドプール方
式の沸騰水型原子力発電所では、圧力容器２に接続され
る配管（図示省略）等が破断して冷却材喪失事故が発生
した時、この破断した配管等から流出した高温の炉水が
ローアキャビティ７に流入し、このローアキャビティ７
内に滞留される。そしてこの冷却材喪失事故の後、非常
用炉水冷却系を作動させてサプレッションプール８の冷
却水を圧力容器２へ注入すると、この破断された配αの
破断口からこの冷却水もやはりローアキャピテイ７内へ
落水し、このローアキャビティ７内へ滞留されるように
なる。この際、格納容器冷却系のスプレィ作動が起動し
た場合でもとのスプレィ水がローアキャビティ７に落水
し、またローアキャビティ７内へ滞留する。そして冷却
材喪失事故直後のために高温となっている炉水の落水に
より！６納容器１の底部マントがこの炉水の高温により
損傷するような恐れが生ずる。

冷却材喪失事故等が発生してローアキャビティ７内に高
温水が流入し、ここに滞留されると圧力容器２の下方に
設置されている図示しない制御棒駆動機溝およびインコ
アモニタ等関連機器がこの高温水に晒され、もしくは浸
水されるためこれら関連部品の機能上の信頼性が低下す
るという問題があった。また冷却水がローアキャビティ
７内に流入することにより、その流入分だけサプレッシ
ョンプールの水量が減少し、本来の冷却材喪失事故時に
ヒートシンクとして果たすべき機能が低下するという問
題もあった。その結果サプレッションプール８の水温が
上昇するという好ましくない影響を与えることになる。

〔発明の目的〕

本発明は圧力容器下方領域のローアキャビティに滞留さ
れた冷却材を冷却した後、このローアキャビティに還流
させてローアキャビティの高温化を抑制し、最終的には
この冷却材をサブレジョンブールに排水してローアキャ
ビティ内の滞留水を除去させ、圧力容器の下方頭載に有
する制御棒駆動機構およびインコアモニター等の関連機
器の浸水、高温化を抑制することができ、よって格納容
器の健全性およびその信頼性を向上させることができる
原子炉圧力容器下方領域の冷却装置りを提供することを
目的とする。

〔発明の概要〕

本発明は上述の目的を達成するため仄のように構成され
る。

エレベーテイドプール方式による格納容器と、原子炉停
止後原子炉の残留熱を除去する残留熱除去系ヲ有するも
のにおいて、この残留熱除去系はサプレッションプール
ド、この丈プレッションプールの冷却材を適宜冷却した
のち古びサプレッションプールへ還流させる循環配管と
を有するので。

この残留熱除去系の循編配ｇに、ローアキャビティ内に
それぞれ開口する一端部を有する吸込配管と吐出配ぼと
の他端部をそれぞれ連結する。そして上記循環配ｇに介
装された冷却器やポンプ等を共用することにより、ロー
アキャビティ内の滞留水を冷却したのちこのローアキャ
ビティに還流するように構成する。

〔発明の実施例〕

以下本発明の一実施例に係る原子炉圧力ｇ−器下方領域
の冷却装置について、°図面を参照して説明する。

第２図（Ａ）は本発明の一実施例に係る原子炉圧力容器
下方領域の冷却装置の構成を示す全体構成図であり、図
中符号加は吸込配管である。この吸込配管筒は、その一
端に吸込口部２０ａを形成し、この吸込口部２ｏａがロ
ーアキャビティ７内の下部で開口するように設置する。

−劣吸込配管加の他端２０ｂは、サプレッションプール
８を下方よシ支持する底部マント内を経て、または図示
しない連絡通路を経て格納容器１の外部方向へ延び、冷
却材輸送用のポンプ１２の上流側において残留熱除去系
の吸込ライン１１に接続される。この吸込量［ｆ２０が
格納容器１を貫通する際は図示しないペネトレーション
（貫通部）を通過し、この格納容器１の外側においてこ
の吸込配管筒には上記ポンプ１２の上流側で第１隔離弁
２１と逆止弁２２とをそれぞれ介装する。このポンプＬ
２の下流側は上述の残留熱除去系の吸込ライン１１、同
熱交換器【３および吐出ラインｔ４とテストライン［５
の一部を共用するようになっている。

一方吐出配管乙の一端には吐出口部２３ａを形成し、こ
の吐出口部２３ａはローアキャビティ７内に収容される
と共に、このローアキャビティ７の内側壁とほぼ平行に
延出しローアキャビティ７内の下部でその先端に吐出口
２３Ｃを開口する。またこの吐出配管ｎの他端２３ｂは
、上記ローアキャビティ７とサプレッションプール８と
の隔壁を貫通してサプレッションプール８の空間土部を
経て格納容器１のペネトレーションＭを貫通して格納容
器１の外部方向へ延出し、第２図（Ａ）で示すように上
述のテストライン［５の中途に接続される。したがって
このテストライン１５は中途で上記吐出配檜乙と分岐さ
れるようになっている。こうして４２図込）の太線で示
すようなローアキャビティ７の滞留水をこのローアキャ
ビティ７へ還流させる錨環系紙が構成される。ヒ記吐出
配ばるには格納容器１の外部Ｖこおいて、上流側から順
次オリフィス５、流量調節弁２６．第２隔離弁がそれぞ
れ介装される。

またローアキャビティ７には水位計あ、温度計２９、圧
力計側をそれぞれ配設し、ローアキャビティ７内の水位
、温度、圧力を測定すると共に、この測定（直に応じて
冷却水の冷却、流量、圧力等適宜制御し、警報を発する
ようにする。

次に本発明の作用について述べるがまずローアキャピテ
イ７内に滞留された冷却水の循環系統について第２図（
Ａ）を参照して説明する。第２図（Ａ）中太線はこの冷
却水の循環系統を示す。

冷却材喪失事故が発生して破断した配管（図示省略）よ
り高温の炉水が流出すると、この旨温の炉水がローアキ
ャビティ７内に流入し、ここに滞留される。この高温炉
水がローアキャビティ７内に滞留されると、水位耐腐、
温度計２９、圧力計側がこのローアキャビティ７内の水
位、温度、圧力の測定値をそれぞれ検出し、この測定値
が所定値に達すると残留熱除去系の図示しない制御系が
駆動して第１隔離弁２１の弁体を全開に制御する。一方
ポンプ１２は上記残留熱除去系の制御系（図示省略）よ
り出力される冷却材喪失事故信号およびサプレッション
ブール８の水温検知信号等により既に起動状態まだは待
機状態にあるが、上記水位計あ、温度計２９、圧力計側
のうちのいづれかが所定値に達したことを検出するとこ
のポンプ１２全自動的に起動させる。また上記冷却材喪
失事故信号等により警報を発すると共に、吐出配管Ｉ５
に介装された第２隔離弁ｎおよび流量調節弁２６を開弁
許可状態に移行し、運転への判断により開弁される。

上記ポンプ１２が起動されるとローアキャピテイ７内に
滞留する高温炉水を吸込配−ｆ！２０の吸込口部２０　
ａより取水させ既に開弁されている第１隔離弁２１を経
て熱交換器１３へ輸送する。この熱交換器［３にて上記
高温炉水は適宜冷却されて冷却水となって、吐出ライン
１４、および既に開弁されている流量調節弁２６と第２
隔離弁２７とを経て吐出配肯乙へ輸送され、この吐出配
管乙の吐出口２３ｃより、上記冷却水がローアキャビテ
ィ７内へ給水される。

適宜冷却された冷却水がローアキャビティ７内へ循環さ
れる結果、このローアキャビティ７内の温度、圧力の上
昇が適宜抑制される。

またローアキャビティ７内に滞留する冷却水が所定の高
水位に達すると、第３図に示すように流量調節弁２５の
弁体開度の絞り込み調節により、熱交換器１３にで冷却
された冷却水をテストライン１５側へ分流させ、開弁じ
ている隔離弁［９を経てサプレッションブール８へ排水
する。その結果ローアキャビティ７内に設置されている
関連機器、例えば制御棒駆動機構やインコアモニタ等の
水没は未然に防止される。そしてローアキャビティ７内
へ循環された冷却水も最終的には上記サプレッションブ
ール８へ排水されるようになっている。

なお第３図中第２図と同一または相当部分には第２図と
同一符号を付してその説明を省略する。

また上記実施例では吐出配管乙の吐出口部２３ａの先端
に吐出口２３０を開口させたものについて述べたが、本
発明は上記実施例に限定されるものではなく本発明の要
旨を変更しない限９釉々変形して実施し得るものである
。例えば第２図（Ｂ）に示すように吐出配管乙の吐出口
部２３ａの先端部を中間部から左横方向に折曲げ、ロー
アキャビティ７の上部に配設し、このローアキャビティ
７の底部とほぼ平行になるように形成する。この吐出１
コ音ＩＶａの下面側にはこの吐出口部２３ａの軸方向に
噴射用小孔３１を複数連設し、ローアキャビティ７の底
部に向けて冷却水を噴射し得るように構成してもよ以上
説明したように本発明はローアキャビティ内に滞留する
冷却水を適宜冷却した後、この冷却水をローアキャビテ
ィへ循環させ、最終的にはこのローアキャビティ内の滞
留水をサブレンションプールへ排出し、ローアキャビテ
ィ内の滞留水を除去するようにしたので、このローアキ
ャビティ内の温度、圧ツバ水位の上昇を抑！ｉｌｌ　Ｌ
、ローアキャビティ内に有する制御棒１駆動機ｆ１ダや
インコアモニター等の水没を未然かつ確実に防屯するこ
とができる効果がある。まだ冷却材喪失事故の発生によ
り高温の原子炉水がローアキャビティ内へ落水し、ここ
へ（滞留してもローアキャビティ内の温度、圧力、水位
の上昇を抑制することができる。さらに本発明は残留ｌ
＄Ｙｅ去系または格納容器冷却系のポンプ、冷却器、弁
頑、配管等を共用する構成としたので低コストで上述効
果を奏することができる。ローアキャビティの滞留水が
除去される結果、格納容器マット部がこの滞留水に長時
間晒されることが無くなり、この格納容器のマント部の
健全性を向上させることができる。

【図面の簡単な説明】

、麻１図は、従来の沸騰水型原子力発電所におけるエレ
ベーティドプール方式の格納容器と、残留熱除去系のサ
プレッションプール冷却方式の構成を示す全体構成図、
第２図（Ａ）は本発明の一実施例に係る原子炉圧力容器
下方領域の冷却装置の全体構成図、第２図の）は同原子
炉圧力容器下方領域の冷却装置における吐出配電の吐出
口部の他の実施例を示す概略拡大図、第３図は同原子炉
圧力容器下方領域の冷却装置における冷却水の排水系統
を説明するための全体構成図である。 １・・・原子炉格納容器、２・・・原子炉圧力容器、３
・・・生体遮蔽壁、４・・・スカート、５・・・原子炉
圧力容器ペデスタル％６・・・インターナルポンプ、７
・・・ローアキャビティ、８・・・サブレンションブー
ル、９・・・ベントｙ、１．０・・・吸込弁、１１・・
・吸込ライン、１２・・・ポンプ、［３・−・熱交換器
、［４・・・吐出ライン、１５・・・テストライン、　
１６．２４・・・ペネトレーション、加・・・吐出配管
、２０ａ・・・吸込口部、お・・・吐出配・＃。 ２３ａ・・仕出口部、２３Ｃ・・・吐出口、３１・・・
噴射用小孔。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、原子炉圧力容器の下方領域に形成されたローアキャ
   ビティの周辺にサプレッションブールを配設し、このサ
   プレッションプールに貯蔵された冷却材を再びサプレッ
   ションブールに還流させろ循環配管を有し、この循環配
   管に冷却イ」冷却用の冷却器と冷却材輸送用のポンプを
   介装したものにおいて、上記ローアキャビティ内で開口
   する吸込配管の他端を上ａ己遁環配骨に上記ポンプの上
   流１１１１で接続すると共に、上記ローアキャビティ内
   で開口する吐出配管の他端を上記循環配管に上記冷却器
   の下流側で接続してなり、上記ローアキャビティ内の面
   粕水を、冷却した後このローアキャビティ内へ循環させ
   るように構成したことを特徴とする原子炉圧力容器下方
   領域の冷却装置。 ２、ローアキャビティ内の温度、°圧力およびこのロー
   アキャビティ内に滞留する冷却材の液位を検出する検出
   器をこのローアキャビティに設け、これら検出器より出
   力される検出信号により上記冷却材の温度、流量等を適
   宜制御すると共に警報を発するようにしたことを特徴と
   する請求領域の冷却装置。 ３、ローアキャビティ内に収容された吐出配管の吐出口
   部に、この吐出口部の軸方向に噴射用小孔を複数連設し
   、この噴射用小孔よυ冷却材を上記ローアキャビティ内
   に噴射するようにしたことを特徴とする特許請求の範囲
   第１項または第２項に記載の原子炉圧力容器下方領域の
   冷却装置。