JPS59694A - 沸騰水型原子炉の非常用冷却水供給装置 - 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】 本発明は沸騰水型原子炉の非常用冷却水供給装置に関す
るものである。

沸騰水型原子炉に設置される非常用炉心冷却系は、原子
炉冷却材喪失時に起動させられて原子炉圧力容器内に冷
却水Ｙ送り込み、炉心の燃料棒などを冷却するようにし
たものである。

沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器内は、３００°Ｃ程度
に加熱されているが、冷却材喪失事故発生時には、非常
用炉心冷却系（以下ＥＣＣ８という）によって常温状態
に近い冷却水が次々に注入されて大きな熱衝撃荷電が加
えられることになる。かつ、原子炉圧力容器は剛構造と
なっているために、耐圧性を高くすると熱衝撃に対して
弱くなるという関係がある。

第１図は沸騰水型原子炉におけるＪＪＣＣ８の従来例の
概略を示すものである。即ち、原子炉格納容器（以下Ｐ
ＣＶと略丁）１内の原子炉圧力容器（以下ａｐｖ　ト略
ｆ　）　２ＦＣｔ！、ＥＣＣ８３から送り出される冷却
水が、配管路３ａ、外部隔離弁３ｂ、容器壁貫通部３ｃ
、内部隔離弁３ｄ’ｋｌｌｌｌｉ１次経由して送り込ま
れる如く構成されており、また。

ＰＣＶｌ外に位１置するＥＣＣ８３において４工、復水
貯蔵タンク４内の冷却水が開閉弁３ｅ’Ｙ経由して送水
ポンプ３ｆに送られる如くされ、通常の運転状態（ＥＣ
Ｃ８の非起動時］には、送水ポンプ３ｆが停止させられ
て逆止弁３ｇＫより配管路３ａの逆流防止がなされると
ともに、封水ポンプ３ｈが設けられて、配管路３ａ内に
空気が停滞しない水シール状態と丁べく運転され、−万
、１！１ｉＣＣ８３の起動時には、両隔離弁３ｂ、３ｄ
が「開」状態にされるとともに送水ポンプ３ｆが運転さ
せられて大量の冷却水がＲＣＶ２に送り込まれる如（構
成されている。

ところで、前記Ｒ，ＰＶ　２は、使用圧力および使用温
度がそれぞれ高く、これらの使用条件馨満足する剛構造
に設計されているが、剛構造であるために急激な熱衝撃
？与えないように配慮されている。

しかし７１Ｚら、第１図に示すｇｃｅｓａであると、Ｐ
ＯＹ３外の配管路３ａが例えば５０メートル以上という
ように相当に長（なるから、その中に常温状態の多量の
低温停滞水が存在しており、ＥＣＣ８３Ｙ起動すると低
温停滞水が１％　Ｐ　Ｖ　２に注入されて人ぎな熱衝撃
を与える状態が起こり得る。ＥＣＣ８３の起動は万一の
＃ｈ訃に行われるものであるが、大きな熱衝撃に耐え得
るようにＲ１’Ｖ２の材料の吟味７行って抵抗力を強め
るとしても、大きな熱衝撃を与えることは、原子力発電
施設の健全性の点で好ましくない。

不発明は前記従来例の問題点ン解決するもので、ＰＣｖ
Ｏ外に位置するｇｃｃｓ用配管路に、発電用タービンの
排熱を利用して高温流動水を常時形成する如クシ、原子
力発電施設の健全性Ｙ高めることケ目的とするものであ
る。

以下、本発明乞第２図に示す実施例に基づいて説明する
。

第２図に示す如（本発明に係るＥＣＣ８１０は、従来例
の封水ポンプ３ｈに代えてこれよりも吐出能力の大きい
循環ポンプ１０ａが設けられ、かつ、この循環ポンプ１
０ａと前記送水ポンプ３ｆおよび逆止弁３ｇと乞並列接
続した構成とされている。

そして、前ｈピ配管路３ａのＰＣＶＩ側端部と復水貯蔵
タンク４との間に循環用管路］１が接続されて、循環ポ
ンプ１０ａＹ運転するこ乙によって、冷却水がこれら乞
循環する如（構成される。また、循環用管路］１の途中
には熱交換器ｊ２が設けられ、この熱交換器１２は、発
電用タービン１３の排熱を処理する復水器１４の高温部
などに挿入されて、循環させられる冷却水を加熱する如
く構成されている。

しかして、このような配管系統を備えた原子炉が通常運
転ン行っている場合は、送水ポンプ３ｆが停止状態とさ
れ、両隔離弁３ｂ、３ｄが閉塞状態とされるとともに、
循環ポンプ１０ａＹ運転状態とさせるのである。したが
って、配管路３ａ内の冷却水は、外部隔離弁３ｂの手前
から循環用管路１１を通って熱交換器１２に送られて〃
０熱されに後、復水貯蔵タンク４に温水として貯蔵され
、再び配管路３ａＶｒ、より循環ポンプ１０ａに達して
、繰り返し循環させられることになる。

沸騰水型原子炉の場合、発電用タービン１３に送り込ま
れる生蒸気の温度は２８２°ｃ程度で、タービン駆動後
の排蒸気も高温であるため、熱交換器１２内の冷却水が
例えば２００°Ｃ前後の高温まで加熱される。また、配
・Ｕ路３ａおよび循環路１１などの放熱作用によって冷
却水の温度が低下するので、原子炉運転時には平衡状態
の高温の冷却水が配管路３ａχ常時挿通して、いわゆる
高温流動水として存在するこ乙になる。かつ、外部隔離
弁３ｂ付近の高温流動水の温度は、熱交換器１２の能力
、放熱量などによって相違するものであるが、常温より
ははるかに高く、前述の加熱温度（例えば２００°ｃ）
Ｙ若干下回った程度となる。

一万、万一の冷却材喪失事故発生時に＆工、ｌ；ＣＥＣ
Ｃ８］　０が起動して両隔離弁３ｂ、３ｄが「開」状態
となり、加熱された大鎗の冷却水がルＰＶ２内に送り込
まれる。この際にａｐｖｆａに送り込まれるＥＣＣ８１
０の冷却水は、まず、外部隔離弁３ｂと復水貯蔵タンク
４との間の高温流ｗＪ７にである。したがって、従来例
ではｗｃｃｓ起動初期にＲＰＶ２内部と２５０６Ｃ以止
の温度差のある冷却水が注入されるが、本発明では１０
０６Ｃ程度の温度差をＭする高温流動水がまず注入され
ることになり、ｆｔ　Ｐ　Ｖ　２に与える熱衝撃が著し
く小さくなる。

仄いで、発電用タービン＋３からの排熱供給がなくなる
と、復水貯蔵タンク４から配管路３ａに送り出される冷
却水の温度が徐々に低下することになるが、温度低下の
程度は復水貯蔵タンク４の容積などを考慮して予め設定
することが可能であり、一般に１（、）’Ｖ２に与える
熱衝撃は、Ｆ、ＣＣＭ１ｏ起動初期よりも小さい。　　
　　　　　　　　　４・なＳ、沸騰水型原子炉における
熱効率は例えば３２チ程度であるため、発電用タービン
１３の排熱によるｈ：ｃｃｓ　ｉ　ｏの冷却水の加熱源
には余力があり、１！２ｃｃ８１０の冷却水ン筒温に維
持することは容易である、しかしながら、復水貯蔵タン
ク４に貯留される全部の冷却水ン均等に７ＪＬＩ熱する
ことχ限足するものではな（、例えば復水貯蔵タンク４
の土層水を王として高温ｉｃｔ、て循環させるようにし
てもよい。

以上説明したように、本発明によればｈｉｃｃｆＭの配
管路に高温状態の流動水を存在させておいて、Ｅｃｃｓ
起動時に、まず高温流動水を１％　Ｐ　Ｖ内に送り込む
ように構成し１こから、１４Ｐｖに与える熱衝撃χ小さ
くして緩和することが容易に行い得て原子力発電施設の
健全性ン尚めることができる。

また、発電用タービンの排熱を利用して高温流動水を得
るようにし定から、既設の原子力施設に応用することが
容易で実用性に優れているなどの効果を奏するものであ
る。

【図面の簡単な説明】

第１図はｓｋ水型原子炉における非常用炉心冷却系の従
来例の概略構成図、第２図は不発明の一却実施例を示す
概略構成図である、 １・・・原子炉格納容器（ＰＣＶ）、 ２°°・原子炉圧力容器（ＲＰＶ）、３ａ・・・配・Ｕ
路、３ｂ・・・外部隔離弁、３ｃ・・・柊器壁頁通部、
３ｄ・・・内部隔離弁、３ｅ・・・開閉弁、３ｆ・・・
送水ポンプ、３ｇ・・・逆止弁、４・・・復水貯蔵タン
ク、１ｏ・・・非常用炉心冷却系（ＥＣＣ８）、ｌ　Ｏ
ａ　・・−循環ポンプ、１１・・・確環用管路、１２・
・・熱交換器、】３・・・発電用タービン、１４・・・
復水器。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 発電用タービンの排熱によって加熱される熱交換器と、
   該熱交換器によって加熱された冷−動水が常時供給され
   る貯蔵タンクと、該貯蔵タンクの冷却水を原子炉格納容
   器外に位置する非常用炉心冷却系の配管路に挿通させか
   つ前記熱交換器に該冷却水を送り込む非常用炉心冷却系
   の封水ポンプとからなること’ａ？％徴とする沸騰水型
   原子炉の非常用冷却水供給装置。