JPS60162990A - 原子炉の冷却材再循環装置 - 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】 〔発明の利用分野〕 本発明は、沸騰水型原子力発電プラントの原子炉再循環
装置に関するものである。

〔発明の背景〕

沸騰水型原子力発電プラントの原子炉は、第１図に示す
如き構成を有する。

即ち、原子炉格納容器はダイヤフラムフロア３で上部の
ドライウェル１と下部のサプレッションチェンバー２と
に仕切られている。ドライウェル１内には炉心を内蔵し
た圧力容器５が設置されている。この圧力容器５内には
給水配管８と主蒸気配管９が連通している。ドライウェ
ル１内に設置した再循環ポンプ７の吸込口には吸込配管
７ａの一端が連通され、他端は圧力容器５内に連通され
る。又、再循環ポンプ７の吐出口には吐出配管７ｂの一
端が連通され、他端は圧力容器５内に連通シている。又
、サプレッションチェンバー２内にはサプレッションプ
ール水１０が保有されており、このサプレッションプー
ル水１０に一端側開口部がひたされているベント管４で
ドライウェル１内とサプレッションチェンバー２が連通
される。

このような沸騰水型原子力発電プラントは、圧力容器５
内の冷却水をポンプ７で吸込配管７ａを通して吸引し、
その吸引した冷却水をポンプ７で吐出配管７ｂを通して
圧力容器５内へ再循環させ、炉心に再循環冷却水を炉心
流量として通すことを繰り返す。そして、炉心で加熱さ
れた冷却水は高　゛圧高温蒸気として主蒸気管９を通っ
てタービン発電機に供給され電力にエネルギー変換され
原子炉出力とされる。その後の蒸気は復水化されて、低
温となって給水配管８を通じて給水流量として圧力容器
５内へ戻される。又、サプレッションチェンバー２は事
故によってドライウェル１内の配管から放出された蒸気
をベント管４を通して導入し、凝縮することで温度の圧
力上昇を防止し、格納容器の健全性を保持する機能を有
する。このサプレッションチェンバー２はドライウェル
１内容積の大きさに応じて大きくなる傾向にある。

このような原子力発電プラントにおいては、炉心流量を
変えることにより、原子炉出力を制御する機能を有して
いる。この炉心流量による出力の制御中は一般に２０％
〜１００％であるので、この範囲で再循環ポンプ７はキ
ャビテーション等力発生せずに十分な機能を発揮しなけ
ればならない。

ところで、一般にポンプは有効ＮＰＳＨ（ＮＰＳＨとは
ＮｅｊｐＯ８目ｉｖｅ　、９ｕｃｔｉｏｎ　）（ｅａｄ
の略称である。）がそのポンプの要求ＮＰＳＨ以下に低
下するとキャビテーションが生じるので、これをさける
為に有効ＮＰＳＨを十分大きくとるか、又はそれが不可
能な場合はインタロック等を設けてポンプがそのキャビ
テーションを起す運転領域に陥らないように制御するこ
とのいずれかが採用される。原子炉においては、有効Ｎ
ＰＳＨをポンプの要求ＮＰＳＨよりも充分に大きくする
ことにたよっている。

しかし、原子力発電プラントの場合には、特有な作用と
して、ポンプ７の定格流量における必要ＮＰＳＨが３０
ｍ〜４０ｍで、水頭差による有効ＮＰＳＨが約２８ｍが
一般的で、このままでは、キャビテーションを起す領域
内であるにもかかわらず、低温の給水流量が圧力容器５
内の冷却水に戻され、結果としてポンプ７の吸込口側の
冷却水の温度が若干下がることになり、実際の有効ＮＦ
ＳＨは十分余裕のあるもの（ｉｏｏｍ以上）となってキ
ャビテーションが起らない。

そして、ポンプ７のキャビテーションの面カラ最も厳し
い条件となる太古循環流量であって低給水流量の場合が
考えられる。例えば１００俤再循環流量であって２０チ
給水＃Ｌ量時がその厳しい条件の一例としてあげられる
。この−例を仮定した場合の有効ＮＦＳＨの余裕は、と
の条件下における有効ＮＰＳＨが約４５ｍで、必９ＮＰ
ｓＨが３０〜４０ｍの内の４０ｍの方を計算に採用した
としてもそれらの各ＮＰＳＨの差は４５−４０＝５とな
り、約５ｍである。従来では、この余裕ＮＦＳＨの確保
を圧力容器５の底部から更に約４ｍ下方に下げた位置に
ポンプ７を降下設置して達成していた。＃ｌ、圧力容器
５の底部と同高さレベルにポンプ７を設置した状態でも
約１ｍの余裕ＮＰＳＨが確保されているので、ポンプを
上述の４ｍ降下させると合計５ｍの余裕ＮＰＳＨが確保
できる。又、余裕ＮＰＳＨを約１ｍぐらい確保しても、
ちょっとした外乱によって、その余裕がなくなってキャ
ビテーションを起し空すい。この為、従来から約５ｍ程
度の余裕ＮＰＳＨが確保されねばならなかった。この確
保は前述の如く、本質的にポンプ７を下方に降下設置さ
せることにたよっていたために、下方におけるその設置
壁間の確保と各配管７ａ、７ｂも上下に長くなることに
より、結果としては、第１図の寸法に示す如く極めて大
形の、特に高さの高い、格納容器を必要とする欠点があ
った。従って、ポンプ７の余裕ＮＰＳＨを水頭差以外の
方法により確保することが望まれていた。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、原子炉格納容器を小型化することにあ
る。

〔発明の概要〕

本発明の基本構成は、格納容器内に収められた圧力容器
と、前記圧力容器内へ給水する給水配管と、前記格納容
器内に収められて前記圧力容器内に吸込口側と吐出口側
とを連通したポンプとを備えた原子炉において、前記ポ
ンプの吸込口側に前記給水配管を連通したことを特徴と
した原子炉の冷却材再循環装置であって、ポンプの吸込
口側に低温の給水を直接導入して、給水を圧力容器内に
入れてから間接的にポンプの吸込口側に通すものにくら
べて、より−ｊ−大きなポンプの余裕ＮＰＳＨを確保し
て、ポンプの設置レベルを高めても余裕ＮＰＳＨが確保
できるようになり、圧力容器の高さよりも下方にポンプ
の設置空間を確保する必要なしに格納容器の小型化が達
成することができるものである。

〔発明の実施例〕

以下に本発明の各実施例を第２図から第４図までの各図
に基づいて説明する。

第２図の如く、ダイヤフラムフロア３で仕切られたドラ
イブウェル１とサプレッションチェンバ２とを格納容器
として備える。ドライウェル１内には炉心を内蔵した圧
力容器５を設置しである。

この圧力容器５には主蒸気管９と給水配管８とが連通し
ている。又、圧力容器５に連通した吸込配管７ａはポン
プ７の吸込口に連通し、一方吐出配管７ｂはポンプ７の
吐出口と圧力容器５内とを連通している。４はベント管
であって、サプレッションチェンバ２内のプール水１０
内に一方の開口がひたされ他方の開口はドライウェル１
内に開口して、従来と同様に事故時にドライウェル１内
に放出された高圧高温蒸気をベント管４でプール水１０
内に導いてぎよう縮させ格納容器の健全性を確保できる
。

ポンプ７の設置高さは圧力容器５の底部高さとほぼ一致
するレベルにある。吸込配管７ａの途中は給水配管８の
途中とバイパス配管１１で連通され、このバイパス配管
１１の途中には流量制御弁１２が介在設置妊れている。

この流量制御弁１２は遠隔地から開閉弁動作させること
ができるように開閉駆動装置が備えられている。

本実施例においては、ポンプ７の吸引力で圧力容器５内
の冷却水を吸込配管７ａを通して吸引して、ポンプ７の
吐出力で吐出配管７ｂを通して圧力容器５内へ戻し入れ
る。このことで、炉心に冷却水を再循環させて高温高圧
蒸気を発生させ、その蒸気を主蒸気管９を通してタービ
ン発電機に送り、電力にエネルギー変換し、原子炉出力
として得る。タービン発電機を通った後の蒸気は復水化
されて低温となった状態にして給水配管８に通して給水
として圧力容器５内に戻す。又、一部の給水は、バイパ
ス配管１１を通って流量制御弁１２を通過し、吸込配管
７ａ内へ直接送給される。直接吸込配管７ａ内へ送給さ
れる給水は、圧力容器５内の冷却水よりも低温であるか
ら、圧力容器５内に給水を戻してから吸込配管７ａに導
く方法よりも、ポンプ７の吸込流体温度を低下させ得、
吸込側のサブクール度を大巾に増大させることができる
。このことにより、余裕ＮＰ８Ｈは従来の如くポンプ７
を圧力容器５底部よりも低い位置に設置して水頭差を利
用せずとも充分に確保できる。よって、ポンプ７の位置
に必要な圧力容器５よりも低い下部空間をドライウェル
１内に大きく確保する必要がなくなり、このドライウェ
ル１を小型にでき、特に高さが縮まることになる。ドラ
イウェル１が小型に成ることでドライウェル１内容積も
約３０％小さくなり、これにみあってサブレッジＱ１ ヨンテエンバ２も小型となり容積が約３０％小さくなる
。よって、第１図で示すように従来の格納答器尚さが約
４８ｍに達していたものが、第２図で示す寸法の如く約
４１ｍになり、約７　ｍも高さ方向の短縮化が達成でき
、容積においても約２０チ低減できる。

一般に、沸騰水型原子炉の場合には、給水の温度は約２
００Ｃで圧力容器５内冷却材の温度は約２８００である
。この給水は圧力容器５内に拡散されずに直接バイパス
配管１１からポンプ７の吸込口側へ来るので、ポンプ７
の吸込口側直前の流体の温度を低下させる効率が高くな
る。又、このバイパス配管１１を通って来た給水はポン
プ７で吐出配管７ｂを通して圧力容器５内へ戻され拡散
してゆくから、圧力容器５内の冷却水は増減することは
無い。ポンプ７の吸込口側直前流体温度の低下率は当然
に吸込配管７ａへ直接給水を送給する本実施例の場合が
第１図に示す従来例よりも大きくなってキャビテーショ
ン等を起すことなくポンプ７の性能が保障される。

（１０） 以下に、本実施例における各運転点におけるポンプ７の
余裕ＮＰ８Ｈ（有効ＮＰＳＨ−必要ＮＰＳＨ）を説明す
る。

（１）起動時には給水は作動していないので流量制御弁
１２は閉状態でポンプ７を起動する。この時の再循環流
量（ポンプ流量）は約２０％で一定とするので、給水を
用いなくても要求ＮＰＳＨは約１０ｍなのに対して、有
効ＮＰＳＨはポンプ７の４ｍ降下配置による水頭差がな
くなった分たけ約２８ｍからすくなくなって約２４ｍと
なるものの、充分な余裕ＮＦＳＨ約１４ｍ（２４ｍ−１
０ｍ）が得られ、この余裕ＮＰＳＨは最低余裕ＮＦＳＨ
約５ｍにくらべて充分な値に維持される。

（２）出力運転時には第３図の原子炉運転特性線図の一
例の如く、４つの曲Ｈｈ、Ｂ、Ｃ，Ｄで囲まれた範囲で
運転するので各曲線の交点ａＩｂｌ　Ｃ１ｄ点でのポン
プ７の余裕ＮＰＳＨが最低余裕ＮＦＳＨ約５ｍを超えて
いることを以下に示す。

■　ａ点における余裕Ｎ　Ｐ　Ｓ　Ｈ ８点はポンプ７流量（炉心流量）が２０チで、（１１） 約１０％出力の運転である。この時は、上述の（１）で
示した流量２０慢条件の場合であるから上述（１）と同
様に余裕ＮＰＳＨは約１４ｍであり、その上に約１０チ
出力にて運転している最中であるから給水が発生してい
るから弁１２を開いて余裕ＮＰＳＨをより−ノー大きく
し得る。又、この運転時点では弁１２は閉じておいても
充分な余裕ＮＰＳＩｆ約１４ｍが得られるから、弁１２
は閉じて運転される。このようにａ点運転時点における
余裕ＮＰＳＨは確実に約５ｍの最低余裕ＮＰＳＨを大き
く上まわっている。

■　ｂ点における余裕ＮＰＳＨ ｂ点はポンプ７流量が約２０チであり、給水は炉心出力
５０係に比例して約５０チ流量に達しているので圧力容
器５への給水が小量で余裕Ｎ　ＰＳ　Ｈが極少になるこ
とはなく十分な余裕Ｎ１）ＳＨが維持される。この為に
、弁１２は閉じられて運転される。

■　０点における余裕ＮＰＳＨ ０点ではポンプ７流量、原子炉出力共に１００（１２） チで定格となる。定格運転時の有効ＮＰＳＨは従来通り
１００ｍ以上であって一般的な約１２４ｍを採用すると
、必要ＮＰＳＨが多くて４０ｍであるから余裕ＮＰＳＨ
は約８０ｍある。よって、充分な余裕ＮＰＳＨが得られ
るので弁１２は閉じて運転される。

■　ｄ点における余裕ＮＰ８Ｈ ｄ点における運転はポンプ７流敵１００％以上で給水流
量２０％のいわゆる太古循環流量。

低給水流量の最も厳しい条件である。この条件下ではポ
ンプ７と圧力容器５とのレベル差が小さくて水頭差によ
る充分な余裕ＮＰＳＨが確保されずにキャビテーション
等を発生しやすい。この為、流量制御弁１２を開いて給
水配管８を流れている給水をバイパス管１１を通して吸
込配管７ａ内へ直接注入する。給水流量２０チを全部ポ
ンプ７の吸込口側へ注入したと仮定すると、通称ＢＷＲ
−５，１１００ＭＷｅクラスのｉ子炉では従来に比較し
て約３Ｃだけポンプ吸込口側冷却水温度を低下させるこ
とが可能であり、と（１３） れはＮＦＳＨになおすと約３５ｍ（約３　Ｋｇ　／　ｃ
ｎｆ　）に相当する。ここで、ポンプ７の有効ＮＰＳＨ
ハ前述の如く約２４ｍ有するので、３Ｃの温度低下によ
り、有効ＮＰＳＨは約５９ｍとなる。これに対して必要
ＮＰＳＨは３０〜４０ｍであって、大きな値である４０
ｍを採用したとしても約１９ｍの充分な余裕ＮＰＳＨを
得ることができる。

（３）高温待機運転 高温待機運転時は、給水は作動しないのでこの効果は期
待できないが、再循環ポンプ７流量は小さいのでＮＰＳ
Ｈは十分余裕がある。

以上のように本発明によれば、あらゆる運転領域におい
て、再循環ポンプ７の必要ＮＰＳＨを確保しつつ再循環
ポンプ７の設置エレベーションを引き上げることが可能
となるので原子炉格納容器の高さの短縮、及び容積の大
巾な低減が可能である。

又これに伴いＦＣ８容量の低減、格納容器不活性化時間
の短縮、原子炉圧力容器５設置エレベーシヨン低下によ
る耐震性の向上、及び再循環ループ６引き廻し短縮によ
る安全性の向上が期待できる。

（１４） 更には原子炉格納容器の縮小による原子炉建屋の縮小、
これに伴うＨＶＡ、Ｃ容量の低減効果等、波及効果が非
常に大きくトータル的には大巾なコスト低減が達成でき
る。

本発明による他の実施例は第４図に示されている。この
実施例は先の実施例に流量制御弁１２全自動的に開弁さ
せる制御装置を付加したものであって、同一部分に同一
符号を付けである。第４図に付加された制御装置は、再
循環用のポンプ７流量と給水流量の検出信号で自動的に
弁１２の開閉をコントロールするようにしである。ポン
プ７のキャビテーションにとって最も厳しい運転領域は
第３図に示すｄ点付近であるから、この領域で運転する
場合は自動的に弁１２を開弁するように制御する。

この制御を行うに当って、ポンプ流量高信号と給水流量
低信号とを人力信号として利用する。ポンプ流量高信号
はポンプ７の回転数を回転数検出器で検出し、例えばそ
の検出信号を比較器にセットした設定値と比較して、設
定値以上の場合には（１５） 比較信号を茜信号としてアンド論理素子２０に入力する
。一方の給水流量低信号は給水配管８に設けた流量測定
器等で流量検出し、その検出信号を比較器にセットした
設定値と比較して、設定値以上の場合には比較信号とし
て低信号をアンド論理素子２０に人力する。アンド論理
素子２０は両高低名信号が人力として同時に与えられた
場合に弁１２の駆動部２１へ動作信号をパスさせる。よ
って、高ポンプ流量で低給水流量の場、即ちキャビテー
ションを起しやすい運転条件、に弁１２が開動して給水
を吸込配管７ａヘバイパス管１１を通して直送できるよ
うになる。この為に、ポンプ７流量口側のサブクールが
増大して余裕ＮＰＳＨが増大する。したがって、キャビ
テーションを起すことなくポンプ機能が充分に発揮され
る。前述の各設定値はどの程度の運転条件から給水を直
送することによる余裕ＮＰＳＨを得るようにするかによ
って決定される。この実施例によれば、先の実施例が奏
する作用効果に加えて運転員の手間をわずられすことな
く容易に余裕ＮＰＳＩ（を確保でさる作用（１６） 効果が得られる。

以上のように本発明の各実施例によれば、あらゆる運転
領域において、再循環ポンプ７の必要ＮＰＳＨを確保し
つつ再循環ポンプの設置エレベーションを引き上げるこ
とが可能となるので以下のような効果が期待できる。

（１）　原子炉格納容器の高さの短縮、及び容積の低減
によるコストダウン。

（２）原子炉圧力容器設置位置低下による耐震性の向上
。

（３）再循環ループ（配管７ａ、７ｂ等）引き廻し短縮
による安全性の向上。（大口径配管の溶接箇所が減る） （４）ＦＣ８容量の低減によるコストダウン。

（５）起動時、格納容器内不活性化時間の短縮によるコ
ストダウン。

（６）　原子炉建屋容積の低減によるコストダウン。

（７）　ＨＶＡＣ容量の低減によるコストダウン。

用ポンプの設置高さに自由度が拡大するので、ポンプ配
置に自由度が増して原子炉格納容器の小型化が達成でき
るという効果が得られる。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来の原子炉格納容器とその内部を示した模式
図、第２図は本発明の一実施例による原子炉格納容器と
その内部を示した模式図、第３図は原子炉の運転特性グ
ラフ図、第４図は本発明による他の実施例の原子炉格納
容器とその内部を示した模式図である。 １・・・トライウェル、２・・・サプレッションチェン
バ、３・・・ダイヤフラムフロア、５・・・圧力容器、
７・・・ポンプ、７ａ・・・吸込配管、７ｂ・・・吐出
配管、８・・・給水配管、１１・・・バイパス配管、１
２・・・流量制御弁、２０・・・アンド論理素子、２１
・・・弁駆動部。 代理人　弁理士　高橋明夫 （１８） １ｙｔｒＢ −一　’：Ｊ７ｍ−−− １２　回

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、格納容器内に収められた圧力容器と、前記圧力容器
   内へ給水する給水配管と、前記格納容器内に収められて
   前記圧力容器内に吸込口側と吐出口側とを連通したポン
   プとを備えた原子炉において、前記ポンプの吸込口側に
   前記給水配管を連通したことを特徴とした原子炉の冷却
   材再循環装置。 ２、特許請求の範囲の第１項において、給水配管とポン
   プの吸込口側とを流量制御弁を介して連通したことを％
   徴とした原子炉の冷却材再循環装置。 ３、％許請求の範囲の第２項において、前記流量制御弁
   はポンプによる循環流蓋と給水流量との両信号に基づい
   て前記制御弁を開閉する制御装置を備えることを特徴と
   した原子炉の冷却材再循環装Ｗｔ、。