JPS6113177A - 加圧水型原子炉の冷却装置 - 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】 本発明は、加圧器に間し、特に加圧水型原子炉の１次冷
却材系のための加圧器に関するものである。本発明、は
、より詳しくは、圧力値が所定値となった時に圧力を抑
制するなめに、圧力の緩和と加圧器の内部への液体冷却
材の急冷スプレーとを併用するための受動的システムに
関する。

加圧水型原子炉においては、その１次冷却材系は、複数
の１次冷却材循゛環ループを一般に有し、各々の循環ル
ープは、蒸気発生器と冷却材ポンプとを備え、該循環ル
ープは、原子炉容器に連結され、そこで互いに連絡して
いる。１次冷却材（一般には水）の沸騰を抑制するため
に、１次冷却材系内に所望の圧力又は圧力範囲を保つよ
うに、１次冷却材系に、加圧器が配設されている。この
加圧器（冷却材系の１つの循環ループの高温脚部即ちホ
ットレッグと下端部との間に冷却材連結部を備えている
、閉鎖されな堅型容器）は、冷却材を蒸気又は気体に変
えるに足りるように加圧器内の冷却材を加熱するための
加熱器を、下端部に備えている。この蒸気又は気体は、
加圧器の容器の上部にトラップされ、例えば１５０気圧
の圧力を１次冷却材系中に維持する。加圧器頂部の蒸気
スペースも、例えば負荷減少により温度が上昇した時に
液体冷却材が膨張するための補助的な容積を与えている
。

加圧器内の、従って原子炉冷却材系の最高圧力を制限し
、そして／又は、必要な場合に圧力を減少させるために
、加圧器の上端に多くの装置が従来から使用されている
。第１に、ｉ口圧器の容器の上端には、少なくとも１つ
のばね負荷された安全弁が配設されており、この安全弁
は、加圧器の上端部の圧力が或る所定の最大安全値とな
ることに応答し、気体冷却材例えば蒸気を加圧器の圧力
逃がしタンクに排出させる。蒸気はここで、周囲温度に
近い温度にある液体冷却材と混合されて、凝縮され冷却
される。更に、安全弁に設定された最大圧力に到達する
前に、加圧器容器の上端部における圧力を逃がして、正
常運転中に起こるどんな圧力エクスカーションも制限す
るために、加圧器容器の上端部と加圧器の圧力逃がしタ
ンクとの間に、１個以上の動力作動される圧力逃がし弁
が連結されている。これらの圧力逃がし弁は、加圧器の
上端部の圧力を感知して、安全弁に設定された圧力より
も少し低い圧力において圧力逃がし弁を開弁するように
した、圧力センサーによって制御される。例として、１
９５　　ｋｇ７ｃｍ２＜２４８５　ｐｓｉｇ）のゲージ
圧力に設定された安全弁については、動力作動される圧
力放出弁の設定圧力は、１６６Ａｙ／ｃｚ２（２３３５
ｐｓｉｇ）のゲージ圧力とすることができよう。

最後に、加圧器の上端部は、加圧器容器中の圧力を制御
し、そして／又は抑制するためのスプレーノズルを有し
、このスプレーノズルは、液体冷却材を蒸気にスプレー
してそれを凝縮させるために、１次冷却材系の１以上の
循環ループのコールドレッグに、制御可能な弁によって
連結されている。スプレー量は、全負荷に対する所定の
わずかな百分化分の出力だけ負荷がステップ状に減少し
た時に加圧器内の圧力が動力作動弁の動作点又は設定点
に到達しないように選定されている。

前述した冷却材系は、満足に作動するが、特に、動力作
動される圧力逃がし弁については問題が起こる。即ち、
この弁は、漏れを起こす傾向を本来示すため、配管中に
別の安全対策を取ることが必要になり、保守コストも増
大する。更に、圧力逃がし弁が開弁されると、閉ざされ
ているはずの１次冷却材系から或る量の１次冷却材が排
出され、このように排出された冷却材は、後に１次冷却
材系に再・供給されねばならない。しかし、圧力逃がし
弁は、原子炉系統の他の圧力逃がし弁からの液も受ける
加圧器の圧力逃がしタンクに向がって圧力を放出するた
め、１次冷却材系に返却可能となる前に加圧器の圧力逃
がしタンク中の冷却流体を再処理することが必要になる
。この処理工程は、明らかように、望ましいものではな
い。

従って、本発明の主な目的は、動力作動される圧力逃が
し弁を必要としないだけでなく、圧力の抑制又は逃がし
の結果として加圧器から排出される気化冷却材の再処理
も必要としないような、加圧器の圧力逃がし系統を提供
することによって、前述した既知の動力作動される圧力
逃がし弁の問題をさけることにある。

この目的のために、本発明は、原子炉容器と、該原子炉
容器に連通されて閉止された１次冷却材系を形成する、
該原子炉容器のための複数の１次冷却材循環ループとを
有し、各々の該循環ループは、該原子炉容器から出るホ
ットレッグ及び該原子炉容器に入るコールドレッグを含
み、そのほかに、入口が該ホットレッグに、出口が該コ
ールドレッグにそれぞれ葎結された蒸気発生器と、該コ
ールドレッグ中に配設された冷却材ポンプと、作動中に
液体冷却材によって部分的に満たされ、下、端から該ホ
ットレッグまでの冷却材連結部を備えている、堅型加圧
器容器と、該加圧器容器内に、従って前記１次冷却系内
に圧力を発生させるために、液体冷却材を加熱するよう
に、該加圧器容器の下部中に配設された加熱器と、該原
子炉容器中の圧力を減少させるために該加圧器の上端に
連結された減圧手段とを有する、加圧水型原子炉用の冷
却装置において、該加圧器容器中の圧力を減少させるた
めの該減圧手段が、該加圧器容器の上端にある冷却材ス
プレーノズルと、前記１次冷却系中の圧力において過冷
却される液体冷却材を収容している、閉鎖された冷却材
タンクとを有し、該冷却材タンクは、該加圧器の上方に
、第１及び第２の冷却材連結部により該加圧器容器と連
通ずるように配置され、該第１の冷却材連結部は、該冷
却材タンクの底部にあり、該第２の冷却材連結部は、該
冷却材タンクの頂部付近にあり、更に、或る所定値とな
った時の前記加圧器容器内の圧力に応答する圧力応答弁
手段か該第１及び第２の冷却材連結部に配設されたこと
を特徴とするものである。

圧力応答弁手段は、好ましくは、ばね作動式の４方向常
閉圧力逃がし弁であり、加圧器内の圧力が所定値に到達
した時に開弁され、冷却材タンクの底部を加圧器容器の
スプレーノズルに連結すると共に、加圧器の頂部を冷却
材タンクの頂部に連結する。このように、本発明は、閉
鎖された自蔵型の圧力逃がし構造を提供し、この圧力逃
がし構造は、加圧器のスプレーノズルに過冷却された液
体冷却材を供与して、加圧器容器の上部の蒸気を急冷又
は凝結させることにより、圧力を減少させると共に、加
圧器の上部に蒸気の膨張容積が、即ち冷却材タンクの上
部に容積が形成されることによって、圧力を逃がす。

本発明による構成は、・一般に、加圧水型原子炉の冷却
系に通常見出される動力作動される１個以上の圧力逃が
し弁に代替えされるようにしたものであるが、本発明に
よる減圧方式は、動力作動される圧力逃がし弁と共に使
用してもよい。この場合には、本発明による構成のｉ作
意である所定圧力は、動作作動される圧力逃がし弁の設
定点よりも低い値となるであろう。

次に本発明の一実施例を示した添付図面を参照して説明
する。

第１図には、加圧水型原子炉の１次冷却系が示され、こ
の原子炉の原子炉容器１０には、３つの１次冷却材循環
ループ１２，１４．１６が、閉１次冷却材循環系を形成
するように慣用の方法で連結されている。各々の循環ル
ープ例えばループ１２は、原子炉容器１０から蒸気発生
器２０の入口に至っている配管、即ち、高温脚部１８（
ホットレ・ング）と、蒸気発生器２０の出口から原子炉
冷却材ポンプ２４を経て原子炉容器１０に戻る別の配管
、即ち低温脚部２２（コールドレッグ）とを備えている
。他の循環ループ１４’、１６　　も各々同様に構成さ
れている。

１次冷却材循環系内の冷却材を沸騰しない圧力に保つと
共に、負荷の減少の結果として１次冷却材系に流れる冷
却材の温度が上昇することに例えば起因した冷却材の膨
張容積を与えるために、加圧器２６が配設されている。

加圧器２６は、第２図により詳しく示したように、直立
した円筒状の容器であり、この容器の上部及び下部は、
密封されて、１つの室を形成し、運転状態中には、この
室の底部は、液体冷却材即ち水によって部分的に満たさ
れ、上部は、気化した冷却材即ち蒸気を収容している。

加圧器２６の容器底部は、開口２８を有し、該開口２８
は、ループ１２，１４．１６のうち１つのものの高温脚
部に、即ち、図示したように、ループ１４の高温脚部１
８′に、配管３０を介し連結されている。・加圧器２６
の内部の、その下端部付近には少なくとも１つの加熱器
３２が配設されていて、加圧器２６内の液体冷却材を加
熱する。加熱は、加圧器２６の上部に集まって１次冷却
材系中に所望の圧力を発生させるに足りる蒸気を発生さ
せる。即ち、１次冷却材系内の圧力は、加圧器２６内の
水を所望の圧力に到達するまで加熱するに足りるように
、単に加熱器３２を使用することによって増大させる。

加圧器内、従って１次冷却材系内の圧力を、安全上の理
由から或る最高の圧力よりも低い圧力に保つために、い
くつかの相補的な圧力減少処理構造が一般に設けられて
いる。最初は、１次冷却材系の設計によって定まる最高
圧力を該１次冷却材系中の圧力が超過することを防止す
るなめに、１個以上の安全弁３４　（この目的のための
慣用される設計の自己付勢されるばね負荷圧力逃がし弁
）が、加圧器２６の上端と圧力逃がしタンク３６との間
に配管を介し連結されている。放出された気化冷却材（
蒸気）は、この圧力逃がしタフタ３６中にお′いて凝縮
する１、更に、通常の運転中に加圧器２６に生′する圧
力のエクスカーションを制限し、従って、安全弁３４の
作動頻度を制限するために、複数の並列に接続された圧
力逃がし弁３８が、加圧器２６の上端と圧力逃がしタン
ク３６との間に、適当な配管を介し同様に連結されてい
る。圧力逃がし弁３８は、前述したように、通常の動力
作動弁であり、加圧器２６の容器中の感知要素（図示し
ない）によって供与される信号に応答し、安全弁３４の
設定圧力よりも低い圧力で解放するように制御又は設定
されている。

前述したように、圧力逃がし弁３８を経て圧力逃がしタ
ンク３６に蒸気を排出させることによる加圧器２６中の
圧力の減少は望ましくないので、加圧器２６の容器の上
端に冷却された液体冷却材を供給し、蒸気を急冷ないし
は凝縮させて圧力を低下させることにより、加圧器２６
内の圧力を更に減少させるようにしてもよい。この目的
のために、加圧器２６の容器の上端にスプレーノズル４
０が配設してあり、該スプレーノズル４０は、それぞれ
の原子炉冷却材ポンプ２４と原子炉容器１０との間にあ
る２つの冷却材循環ループ（図では循環ループ１２．１
４）のそれぞれの低温脚部の個所に、弁４２．４４　　
を介し連結されている。弁４２．４４　は、加圧器２６
に組合されたセンサー（図示しない）によって、同様に
制御され、負荷゛出力の所定のステップ状の減少の後に
加圧器２６の圧力か圧力逃がし弁３６の動作点又は設定
点に到達することを防止するように触定された加圧器２
６内のスプレー量を保持する。

更に、第１図に示すように、動力作動弁４８゜５０を備
えた配管４６によって、原子炉容器１０内の圧力を必要
に応じ圧力逃がしタンク３６に放出してもよい。

加圧水型原子炉のための以上に説明した冷却材系は、従
来から公知のものである。また３つの循環ル・−プを有
する冷却材系について以上に説明したが、加圧器２６を
その種々の圧力制御要素と共に循環ループに連結する仕
方を変更する必要なしに、３個よりも多いか又は少ない
数の循環ループを冷却材系内に設けてもよいことは言う
までもない。

前述したように、圧力逃がし弁３８は、漏出を起こし易
い上に、開弁に際して冷却材系がら圧力逃がしタンク３
６に冷却材を不所望に放出させるのて、本発明によれば
、加圧器２６のための自蔵型の圧力逃がし系統を用意す
ることによって、圧力逃がし弁３８そのものを除去する
か、又は、圧力逃がし弁３８の使用頻度を実質的に少な
くする。

この圧力逃がし系統は、加圧器２６に存在する圧力にお
いて過冷却された液体冷却材（水）が少なくとも部分的
に満たされた密閉タンク５０′　と、常閉４方向圧力逃
がし弁５２を経て加圧器２６の容器の上端の蒸気スペー
スに至る密閉タンク５０′の別々の流入配管及び流出配
管とから基本的に構成されている。より詳細には、圧力
逃がし弁５２は、加圧器２６の容器の上端の蒸気スペー
スに第１蒸気配管５４によって、更に、タンク５０′の
上端に第２蒸気配管５６によって、タンク５０゜フル の下端に水配管５８によって、加圧器２Ｇのス碑−スノ
ズル４０に別の水配管６０によって、それぞれ連結され
ている。圧力逃がし弁５２は、ばね作動される常閉単動
弁であるため、配管５４゜５６．５８．６０を通る流れ
は通常は存在しない。

圧力逃がし弁５２のばね圧は、加圧器２６の蒸９′″ 気スペース中の所定の圧力において弁５２替開弁し、そ
の際に、蒸気配管５４．５６　の間と水配管５８．６０
　の間にひと続きの流路が形成されるように設定されて
いる。そのため、圧力逃がし弁５２を開放すると、過冷
却された水は、加圧器２６の容器の垂直上方にあるタン
ク５０の底部からスプレーノズル４０を経て加圧器２６
の容器中に排出され、蒸気は、加圧器２６の容器の蒸気
スペースからタンク５０°の頂部に排出される。このよ
うに、過冷却された水をタンク５０′から加圧器２６の
容器内に圧入する力は、液と蒸気の間の密度差である。

このように、本発明による冷却系は、加圧器２６中の蒸
気を凝縮させることによって圧力を補助的に低下させる
ように、加圧器２６の容器内の高圧蒸気を膨張させるた
めの補助的な容積をタンク５０°の上部に形成し、過冷
却された水をタンク５０′から加圧器２６に排出させる
ことによって、加圧器２６内の圧力を効果的に低下させ
る。

このように、本発明による冷却系は、漏れの傾向を示す
どんな弁も、圧力を減少させるために加圧器２６から放
出される蒸気のいかな、る再処理も必要としないような
、加圧器２６のための完全に自蔵型の圧力逃がし系を、
非常に簡単な形で供与する。　タンク５０′は、冷却系
の適切な動作のためには、加圧器２６よりも上方に配置
する必要がある。しかし、加圧器２６の上方のタンク５
０′の高さは、臨界てはないうえに、可変であり、タン
ク５０゛から加圧器２６にどれほど早く水が流れるかを
定めるであろう。更に、タンク５０“中の水は、加圧器
２６中の圧力において過冷却することが必要となるが、
一般には、タンク５０′中の水を実際に冷却する必要は
なく、即ち、タンク５０゛中の水は、周囲温度にあって
もよい。しかし、或る事情の下では、タンク５ｏ゛′　
に排出さぜな後にタンク５０′中の水を少なくとも冷却
させる必要が生じうるので、タンク５０’　には、普通
の冷却装置（図示しない）を取付けておいてもよい。

第３図には、本発明の構成において使用可能な４方向圧
力逃がし弁５２が略示されている。圧力逃がし弁５２は
、図示したように、基本的には、プランジャー６２がら
成り、このプランジャーは、この種類の自己付勢される
圧力逃がし弁について慣用される仕方で、配管５４，５
．６，５８．６０　　に対し移動可能となっており、高
圧下にある配管５４の方にばね６４により付勢されてい
るため、プランジャー６２の下部の大径端６６は、配管
５４の先端を閉塞、即ち、シールしている。１ランジヤ
ー６２の反対側の先端は、プランジャー６２が図示した
位置にある時に、即ち、プランジャー６２がばね６４に
より配管５４の先端をシールするように付勢されている
時に、２本の水配管５８．６；Ｏを閉塞するように、こ
れらの水配管の間に延長している。プランジャー６２は
、貫通路６８を更に有し、この責通路６８は、ばね６４
によって定まる弁５２の設定点を配管５４中の圧力が超
過した時に配管５８．６０　　と整列されるように配置
されている。そのため、配管５４内の圧力によってプラ
ンジャー６２が図示した常閉位置から開放位置に向かっ
て移動すると、配管５４゜５６の間に蒸気流路が形成さ
れ、配管５８’、６０の間には通路６８を介して水の流
路が形成される。

４方向圧力逃がし弁５２は、当該技術において既知のよ
うに、ベロー装置７０を備えており、このベロー装置は
、ばね６４と大径端６６との間において、プランジャー
６２の回りに配設してあり、タンク５０′　中の前圧効
果を緩和する働きをしている。

本発明による減圧装置は、動力作動される圧力逃がし弁
を不要とするために第−数的に適用されるが、原則とし
て、弁４２．４４により供与されるスプレー冷却機能を
過渡的か超過圧力期間の間冷用材循環ループから除くた
めにも利用することができる。

また、本発明による減圧装置は、原子炉の加圧水冷却系
統における加圧器のために第−数的に適用されるもので
あるが、本発明による構成は、水以外の冷却材について
、そして又は、加圧水型の通常の加熱系もしくは冷却系
の加圧器についても使用することができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は、本発明に従って変更される加圧水′型原子炉
の従来の３ループ冷却材系を示す略流れ系統図、第２図
は、一部切欠いて示した加圧器を、本発明に従って変更
された接続部と共に示す略図、第３図は、本発明による
接続部において使用可能な機械的な４方向圧力逃がし弁
を示す断面図である。 １０・・・原子炉容器、１２．．１４．１６　・・・循
環ルー２４・・・冷却材ポンプ。２６・・・加圧器（加
圧器容器）。 ３２・・・加熱器。４０・・・スプレーノズル。５０“
・・・冷却材タンク。５２・・・４方向圧力逃がし弁（
圧力応答弁手段）。５’４．５６・・・蒸気配管く冷却
連結部）。 ５８．６０・・・水配管（冷却材連結部）。 児２図

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 原子炉容器と、 該原子炉容器に連通されて閉止された１次冷却系を形成
   する該原子炉容器のための複数の１次液体冷却材循環ル
   ープであって、各々の該循環ループは、該原子炉容器か
   らのホットレッグ及び該原子炉容器へのコールドレッグ
   を含む前記１次液体冷却材循環ループと、 入口が該ホットレッグに、出口が該コールドレッグに、
   それぞれ連結された蒸気発生器と、 該コールドレッグ中に配設された冷却材ポンプと、作動
   中に液体冷却材によって部分的に満た され、下端から該ホットレッグまでの冷却材連結部を備
   えている、堅型加圧器容器と、 該加圧器容器内に、従って前記１次冷却系内に圧力を発
   生させるために、液体冷却材を加熱するように、該加圧
   器容器の下部中に配設された加熱器と、 前記原子炉容器中の圧力を減少させるために前記加圧器
   容器の上端に連結された減圧手段と、を有する加圧水型
   原子炉用の冷却装置において、該加圧器容器中の圧力を
   減少させるための該減圧手段が、該加圧器容器の上端に
   ある冷却材スプレーノズルと、前記１次冷却系内の圧力
   において過冷却される液体冷却材を収容している、閉鎖
   された冷却材タンクとを有し、該冷却材タンクは、該加
   圧器容器の上方に、第１及び第２の冷却材連結部により
   該加圧器容器と連通するように配置され、該第１の冷却
   材連結部は、該冷却材タンクの底部にあり、該第２の冷
   却材連結部は、該冷却材タンクの頂部付近にあること、
   及び 或る所定値となった時の前記加圧器容器内の圧力に応答
   する圧力応答弁手段が該第１及び第２の冷却材連結部に
   配設されていること を特徴とする加圧水型原子炉の冷却装置。