JPS60201289A - 沸騰水型原子炉 - 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、冷却材喪失事故時等に作動する非常用炉心冷
却系を有する沸騰水型原子炉に関する。

［発明の技術的背景］ 一般に、沸騰水型原子炉は第１図に示す如く構成されて
いる。

同図において、１は原子炉圧力容器であって、この圧力
容器１の内部には炉心シュラウド２が設けられ、この炉
心シュラウド２の内部には多数の燃料集合体を装荷し、
かつ制御棒を収容して炉心３が構成されている。圧力容
器１内の冷却材（軟水）は、給水スパージャ４から供給
される冷却材とともに、循環装置５により圧力容器１内
下部へ送られ、炉心３内を上方へ向けて流通する。この
冷却材は炉心３を流通する際に加熱され、炉心シュラウ
ド２の上部に設けられた椀状のシュラウドヘッド６を経
て気水分離器７に送られ、水と蒸気に分離される。

分離された蒸気は蒸気乾燥器８で湿分を除去された後、
主蒸気ノズル９より圧力容器１外へ導出され、主蒸気配
管（図示せず）を介して発電機駆動用のタービン（図示
せず）へ送られる。なお、図中１０は制御棒（図示せず
）を炉心３内へ下方より案内する制御棒案内管、１１は
制御棒を上下駆動づる制御捧駆動機構である。

上述の沸騰水形原子炉には、冷却材喪失事故等が発生し
た際に、炉心３の冷却と冷却材の水位回復を行なうため
、非常用炉心冷却装置が設けられ°Ｃいる。すなわち、
炉心３の上方には非常用炉心冷７Ｊ＋装置の一つである
炉心スプレィ装置として上部及び下部スパーンャ１２ａ
、１２ｂが設けられている。

これらのスパーンャ１２ａ、１２ｂは第２図の如くシュ
ラウド２の内周面に沿って環状に配設された通常２本の
円弧管体１３ａ、１３ｂに、それぞれ数種類のスプレィ
ノズル１４．１５を炉心３の中心方向へ向けて周方向に
交互に列設した構成のものである。なお、いずれのスプ
レィノズル１４．１５にｂそれぞれ左右勝手反対のもの
がある。

冷却材喪失事故時には、通常１又は２個の炉心スプレィ
ポンプ（図示せず）から炉心スプレィ配管１６を通しで
冷却材が炉心スプレィスパージャ１２ａ、１２ｂに送ら
れ、炉心３に向りて散水される。また、炉心シュラウド
２には、非常用炉心冷却装置の一つである低圧注水装置
の注水配管１７が組みこまれており、冷却材喪失事故時
には、低圧水が低圧注水ポンプ（図示せず）から注水ｈ
ヒ管１７、注入水案内流路（図示せず）を通してシュラ
ウド２内部の炉心３の周辺バイパス部１８に注水され、
再冠水に寄与する。

［背景技術の問題点］ 上記のように、冷却材喪失事故時、非常用炉心冷却装置
が作動し、炉心スプレィ装置により炉心上部に、注水装
置により炉心バイパス部に冷１１材が注入され、炉心を
冷却、再冠水する。しかしながら炉心の発熱による蒸気
発生が多い場合には、その上昇蒸気流により、冷却水は
チャンネルを通って落下することを阻害され、炉心スプ
レィ水の有効利用がなされず、従って炉水位の回復が遅
れてしまうおそれがある。

すなわち注水された水は全量即時にチャンネル内を冷却
しながら落下し炉水位の回復に寄与するのではなく、あ
る量はチャンネル上部にとどまつたまま、プール水とな
りなかなか落下し得ない状況（ＣＣＦＬ現象という。）
が発生ずる。このＣＣＦＬ現象は蒸気量の関数であるの
みならず、スプレィ注入水の温度、注入水の速度および
注入量自体にも依存し、温度が低い程、また速度が大き
い程注入量は多くなる。

−７−＋、蒸気ににる注入阻害現象が全く観察されなく
なる状況（ＣＣＦＬブレイクダウンという。）が発生づ
ることがある。このＣＣＦＬブレイクダウンは炉心周辺
部で生じ、チャンネル上部のプール水は炉心に流入する
。ＣＣＦＬブレイクダウンが生じると、スプレィ水は全
量炉心に流入される。

しかし、従来技術では、チャンネル上部にたまった水が
炉心部をスムーズに落下せず、再冠水に十分寄与しない
おそれがあった。

１発明の目的］ 本発明は、上記事情に鑑みてなされたもので、シュラウ
ドヘッドの頂部を平坦状とすることによってシュラウド
ヘッド内のス°ペースを増加させ、そこに新たな注水配
管または炉心スプレィスパージャを設置し、冷却材喪失
事故時における炉心の再冠水を迅速に行なえるようにし
た沸騰水型原子炉を提供することを目的とする。

［発明の概要］ 本発明の沸騰水型原子炉はシュラウド内の炉心とその上
方に設けたシュラウドヘッドとの間に２個の炉心スプレ
ィスパージャを配置し、これらの炉心スプレィスパージ
ャを炉心スプレィ配管を介し−Ｃ非常用炉心冷却系機器
に接続した沸騰水型原子炉において、前記シュラウドヘ
ッドの頂部を平坦状とし、かつ高くすることによって炉
心周辺上部のシュラウド空間を広くし、そこに非常用炉
心冷却系機器に連なる注水配管を設けたことを特徴とす
る。

［発明の実施例］ 次に、第３図ないし第５図を参照して本発明の実施例と
その作用を説明する。なお、これらの図では第１図にお
けると同一部材には同一番号を付し、詳細な説明は省略
する。

第３図に示す本発明の実施例において、炉心シュラウド
２の上部に設けられたシュラウドヘッド２０は頂部を平
坦状とされている。この場合、炉心シュラウド２の側壁
は第１図に比較して長尺とされ、シュラウドヘッド２０
の平坦状頂部は第１図におけるシュラウドヘッド６の椀
状頂部の最高点とほぼ同一の高さとされている。従って
、シュラウドヘッド２０下の炉心周辺上部の空間２１は
第１図の場合よりも広くなっており、また上部スパーン
ャ１２ａと下部スパーンャ１２１）は第１図の場合より
も高い位置に設置されている。

２２は、本発明により、高く、長くなった炉心周辺上部
のシュラウド空間２１内に新たに設けられた注水配管で
あり、スプレィ系配管１６と連結しＣいる。この配管の
他端側は、原子炉圧力容器１外の炉心スプレィポンプ（
図示せず）に接続されＣいる。

このような構成の本発明の実施例において、冷却材喪失
事故時には、原子炉格納容器圧力高あるいは原子炉水位
低により、非常用炉心冷却装置の炉心スプレィ装置、低
圧注水装置が起動する。低圧注水配管１７には、低圧注
水ポンプ（図示せず）から冷却材があくられ、炉心３の
周辺バイパス部１８に注水する。スプレィ系配管１６に
は、炉心スプレィポンプ（図示せず）から冷却材がおく
られる。

冷却材は、スプレィ系配管１６から、炉心スプレィスパ
ージャ１２ａ、１２ｂ、ン生水配管２２に分配される。

炉心スプレィスパージャ１２ａ、１２　ｂからは、冷却
材が炉心３に向けて散水される。

注水配管２２からは、炉心スプレィスパージャ１２ａ　
、１２ｂからの散水と同時に、冷却材がチャンネル上部
シュラウド内側周辺にγ主水される。ＣＣＦＬにより炉
心スプレィ水がチャンネル上部にとどまり、プール水を
形成すると、注水配管２２から注入された冷却材もこの
プール水に加わることになる。

ところで、炉心周辺では、通常運転中、出力が低いので
、事故発生によりスクラムした後も、上昇蒸気の発生は
少なく、ＣＣｔ：　＋−ブレイクダウンを起こしやすい
。チャンネル上部プール水は、注水配管２２により、周
辺部でサブクール度が大きくなり、ＣＣＦ　Ｌブレイク
ダウンを起こす。このＣＣＦＬブレイクダウンにより、
プール水は、炉心周辺より炉心に落下し、炉心の冷却、
再冠水に「Ｉる。

第４図は冷却材喪失事故発生時における原子炉シュラウ
ド内水位の変化の様子を示す。同図中、丁は炉心スプレ
ィ始動時点を、Ｃは炉心部高さを示す。従来の沸總水型
原子炉では、回復曲線Ｑ、で示すように事故後の水位回
復が緩慢で、炉心部が再冠水するまでにかなりの時間を
要したが、本発明にＪ３いては回復曲線Ｑｏで示ずＪ：
うに水位回復は短時間で急速に行なわれる。従って、炉
心燃オ゛；１の湿度」二昇ｔよ低く抑えられる。

り〕５図は本発明の他の実施例を示すもので、この場合
にも、シ」−ラウドヘッド２　ＯＬｅｔ　１０部を平坦
状況どされ、かつ高い位置に設置されている。これにＪ
、り広くなった炉心周辺上部のシュラウド空ｆｉｌ　２
１内には従来の２個の炉心スプレイスバージ＋１２ａ、
１２１＋の（Ｊか、新たにもう１個のスプレィスパージ
ャ２３が設置されている。このスプレィスパージャ２３
は注水配管２２およびスプレィ系配管１６を介して炉心
スプレィポンプ〈図示せず）に接続されＣおり、また、
スプレィスパージャ２３には下向きのスプレィノズル（
図示せず）が多数個取付けらけれ、炉心の周辺部に向け
て注水する。

このような構成の本発明の沸載水型原子炉においても、
第３図の実施例におけると同様、冷却材□ 喪失事故が発生した場合には、大量の冷却水が炉心上部
および周辺部に注水され、ＣＣＦＬブレイクダウンを引
き起こずので、炉心の再冠水は短時間で達成される。

なお、第３図８３よび第５図の実施例では、注水配管２
２とスプレィスパージャ２３への給水を炉心スプレィス
パージャ１２ａ　、　１２ｂと共通の炉心スプレィ装置
から行なうようにした例につき述べたが、本発明では炉
心周辺上部のシュラウド空間２１が広くなっており、各
種配管の設置が６劾どなっているため、他の給水装置ま
たは低圧注水装置あるいは新たに設置する非常用炉心冷
却装置等を冷７４１材の供給源とすることも可能である
。

［発明の効果］ 以上のように、本発明ｒは原子炉のシュラウドヘッドを
平坦状にして高くし、炉心周辺上部のシュラウド内空間
を広くし、その空間へ新たな非常用炉心冷却装置の注水
配管やスプレィスパージャを設置したので、冷却材喪失
事故時に炉心周辺にＣＣＦｔブレイクダウンを引きおこ
すことがＣき、炉心の冷却、再冠水を早めることができ
る。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来の沸騰水型原子炉の縦断面図、第２図は第
１図における炉心スプレィスパージャの近傍を拡大して
示す縦断面図、第３図は本発明の沸騰水型原子炉の実施
例を示す縦断面図、第４図は冷ｆｆ１Ｊ材喪失事故時の
炉心水位変化を示すグラフ、第５図は本発明の他の実施
例を示す沸騰水型原子炉の縦断面図である。 １・・・・・・・・・・・・原子炉圧力容器２・・・・
・・・・・・・・シュラウド３・・・・・・・・・・・
・炉　心 ４・・・・・・・・・・・・給水スパージャ５・・・・
・・・・・・・・ジェットポンプ６・・・・・・・・・
・・・シュラウドヘッド７・・・・・・・・・・・・気
水分離器８−・・・・・・・・・・・・蒸気乾燥器９・
・・・・・・・・・・・主蒸気ノズル１０・・・・・・
・・・・・・制御棒案内管１１・・・・・・・・・・・
・制御棒駆動機構１２ａ・・・・・・・・・上部スパー
ンャ１２ｂ・・・・・・・・・下部スパーンャ１３ａ１
１３ｂ・・・スパーンャ円弧管体１４．１５・・・スプ
レィノズル １６・・・・・・・・・・・・炉心スプレィ配管１７・
・・・・・・・・・・・注水配管１８・・・・・・・・
・・・・炉心周辺バイパス２０・・・・・・・・・・・
・シュラウドヘッド２１・・・・・・・・・・・・シュ
ラウド空間２２・・・・・・・・・・・・注水配管２３
・・・・・・・・・・・・スプレィスパージャ代理人弁
理士　須　山　佐　− 第１図 第２図 第４図 ｊｌ！改後ｆｆ聞 第３図

Claims (2)

【特許請求の範囲】
1. （１）シュラウド内の炉心とその上方に設けたシュラウ
   ドヘッドとの間に２個の炉心スプレィスパージャを配置
   し、これらの炉心スプレィスパージャを炉心スプレィ配
   管を介して非常用炉心冷却系機器に接続した沸騰水型原
   子炉において、前記シュラウドヘッドの頂部を平坦状と
   し、かつ高くすることによって炉心周辺上部のシュラウ
   ド空間を広くし、そこに非常用炉心冷却系機器に連なる
   注水配管を設けたことを特徴とする沸騰水型原子炉。
2. （２）注水配管には炉心周辺部に向けて冷却材を注水す
   るもう１個のスプレィスパージャが連接されていること
   を特徴とする特許請求の範囲と第１項目に記載の沸騰水
   型原子炉。