JPS6113184A - 原子炉事故時の炉心崩壊熱除去方法 - 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】 くイ）発明の目的 ［産業上の利用分野コ この発明は原子力発電プラン１へにおいて非常用炉心冷
却装置が作動するような原子炉事故に好適に対応する炉
心崩壊熱除去方法に閉覆るものである。

［従来の技術］ 加圧水型原子力プラントの１次冷却系は、原子炉容器、
蒸気発生器、１次冷却材ポンプ及びこれら機器を連結す
る１次冷却材管並びに加圧器等で構成されており、原子
炉容器の炉心で発生した熱を１次冷却材（軽水）により
蒸気発生器に伝達する設備である。

蒸気発生器及び１次冷却材ポンプをそれぞれ２基づつ有
する２ループプラントの１次冷却系を第１図に示す。炉
心１０で加熱された１次冷却材は、原子炉容器１から高
温側配管２を経て蒸気発生器３に入り、そこで２次冷却
系ど熱交換されてポンプ吸込側配管４．１次冷却材ポン
プ５、低温側配管６を経て原子炉容器１に戻る。１次冷
却系の圧力制御は配管（加圧器サージ管）７により高温
側配管２に接続する加圧器８によって行なわれる。

加圧器８で加圧器ヒータ９による加圧効果と１１次冷却
材ポンプ出口側からの給水による加圧器スプレィ１１の
減圧効果を制御することにより圧力制御を行なう。尚、
図示していないが蒸気発生器３では、放射性物質を含ま
ない２次冷却系の水が蒸気に変換され、タービン系へ供
給される。

ところで、１次冷却系圧力の大幅な圧力低下をもたらし
、非常用炉心冷、却装置が作動するような事故、例えば
１次冷却材喪失事故、蒸気発生器伝熱管破損事故等が発
生した場合には、原子炉は事故発生直後に停止されるが
、原子炉停止後も引き続き炉心崩壊熱を除去する必要が
ある。原子炉停止後の炉心崩壊熱の除去は、１次冷却系
内の潤度分布の違いに基づく冷却材の密度差を駆動力と
する自然循環流だ（プでも十分蒸気発生器にて除熱でき
ることから事故発生直後に１次冷却材ポンプを全台停止
Ｊるプラントと、事故後も１次冷却材ポンプを全台運転
継続し、冷却材を強制循環させることにより除熱するプ
ラントの二通りがある。

しかしながら、最近の知見によれば、事故時には１次冷
却材ポンプを運転継続する必要がある場合（１次冷却材
喪失以外の事故の場合）と、事故発生直後に１次冷却材
ポンプを停止しないと熱水力゛的現象により炉心冷却を
低下させ、炉心溶融の可能性がある場合（１次冷却材喪
失事故の場合）とがあることが判明し、その結果、従来
の事故時１次冷却材ポンプの運用方法は、いずれもプラ
ントの安全上並びに稼動率の上で大きな問題があるこが
指摘されている。

例えば、°１次冷ｉＪＩ材ポンプの事故時運転継続を採
用しているプラントでは、１次冷却材喪失事故が発生し
た場合、多量の蒸気泡の発生もありキＡ・ビテーション
等によって１次冷却材ポンプは停止する可能性が大きく
、１次冷却材ポンプの事故発生後の停止時期によっては
、第２図に示すように燃料被覆管温度が異常に上昇し、
溶融する（安全評価の基準では１２００℃を限界値とし
ている）。

そのため、米国原子力規制当局は、１次冷却材喪失事故
時には、事故発生直後に手動或いは自動により１次冷却
材ポンプを停止するように勧告（ＮＵＲＥＧ−０６２３
）している。

一方、１次冷却材喪失以外の事故の場合には、１次冷却
材ポンプ運転継続は（１）１次冷却系を均一に冷却でき
る、（２）加圧器スプレィが使用でき、プラン１−の圧
力制御が容易である。（３）１次冷却系内の気泡生成を
防止できる（気泡生成は、運転員の誤操作を増大させる
）等の効果があり、ひいては、早期の事、故終息を可能
とし、放射線被曝の低減、プラントの稼動率の向ｌ−に
つながる等の利点があり、特に、蒸気発生器伝熱管破損
事故の場合には、本来、放射性物質を含まない２次系に
放射性物質を含む１次冷却材が漏洩することから、被曝
低減上漏洩量をできる限り少なくするために、１次冷却
系の圧力制御、並びに早期の事故終患が要求され、１次
冷却材ポンプ運転継続は不可欠とされている。

以上の二つの理由により、近年の事故時の１次冷却材ポ
ンプの運用は、１次冷却材喪失事故とそれ以外の事故と
を識別し、１次冷却材喪失事故の場合は１次冷加月ポン
プ全台を瞬時に停止し、それ以外の事故の場合は１次冷
却材ポンプを全台運転継続でるという方法を採用する方
向にある。

しかしながら、事故の種類を識別し、１次冷却材ポンプ
の運用を判断づるという上記の方法は、事故発生後短時
間（事故発生後数分以内）に識別しなければならないこ
と、事故直後のプラン１〜の挙動は識別が可能な稈の有
意な棺異がないこと、及び１次冷却材喪失事故のように
環境の悪化を伴う場合には識別の基本どなる圧力、温度
等の計測器の誤差が大きいこと等により、事故の種類の
識別を誤る可能性は大であり、その結果、不適切な１次
冷却材ポンプ運用を図る可能性があった。

このような誤判断は、炉心溶融事故にもつながり、プラ
ントの安全性を著しく損う為に、上記のような誤判断を
伴わず、しかも非常用炉心冷却装置漬作動するようない
かなる事故に対しても適切に、かつ、確実に炉心を冷却
しうる炉心崩壊熱除去方法の開発が望まれていた。

［発明が解決しＪ：うとする問題点］ この発明は上記の如き事情に鑑みてなされたものであっ
て、原子力発電プラントにおける非常用炉心冷却装置の
作動するようないかなる事故に対しても適切、かつ、確
実に炉心を冷却しうる原子炉事故時の炉心崩壊熱除去方
法を提供することを目的とするものである。

（ロ）発明の構成 ［問題を解決するための手段］ この目的に°対応して１．この発明の原子炉事故時の炉
心崩壊熱除去方法は、２以上の１次冷却系ループを備え
た加圧水型原子力プラントにおいて、原子炉事故時、非
常用炉心冷却装置作動信号の発信に呼応して少なくとも
１台の１次冷却材ポンプを運転継続し、他の１次冷却材
ポンプを運転停止することを特徴としている。

［作用］ 蒸気発生器伝熱管破損事故等の１次冷却材喪失以外の事
故に対しては、本発明の少なくとも１台の１次冷却材ポ
ンプを事故後も運転継続する原子炉事故時の炉心崩壊熱
除去方法は、加圧器スプレ°イの給水源となっているル
ープの１次冷却材ポンプが運転継続　ｌプとして含まれ
Ｃいる限り、全台運転継続する方法と同じ効果、１１ｊ
ち、１次冷却系を均一に冷却できく原子炉は停止され炉
心発生熱は崩壊熱だけであるため、１台の１次冷却材ポ
ンプだけで１次冷却材内の温度分布を均一にできる〉、
更に、加圧器スプレィが使用できるのでプラントの圧力
１御が容易であり、したがって、１次冷却系内の気泡生
成を防止できる。

［実施例］ 第６図は典型的な加圧水型原子力発電２ループプラント
の３インチ等価口、径破断を対象に事故直後（事故発生
後１１秒）に１次冷却材ポンプを全台停止した場合（曲
線△）、中途（事故発生後２５０秒）で全台停止した場
合（曲線Ｂ）、及び、本発明の方法、すなわち１台を事
故直後（事故発生後１１秒）に停止し他の１台を運転継
続した場合（曲線Ｃ）、並びに、前記運転継続した１台
が何らかの原因（例えばキ１？ビテーション等）により
中途（事故発生後２５０秒〉で停止した場合（曲線Ｄ）
の各々について事故発生後経過時間と炉心領域の気泡水
位の挙動との関係を解析比較したものである。

１）事故発生直後に１次冷ＮＩ材ポンプを全台停止する
場合（図中、曲線Ａ） 加圧水型原子力プラントの１次冷却系低渇側配管に小規
模な破断（以下小破断１次冷却材喪失事故と呼ぶ）が発
生した場合、破断箇所からの冷却材の流出による１次冷
却、系の保有水量の低下並びに「ループシール現象」に
よる炉心発生蒸気流の停滞により炉心領域に水位が形成
され、炉心は露出する。この時の１次冷却系内の状態を
第３図に示す。図中の斜線部分は液相部を、またその他
の部分は蒸気相を示す（以下第４図〜第５図も同じ。

尚、第３図〜第５図の蒸気発生器は図の簡略化のため１
部を省略して示しである。）。

ここで、Ｕループシール現象Ｊとは、低温側配管小破断
過渡事象の特徴として、１次冷却水が緩やかな重力支配
で減少する結果、第３図に示すようにポンプ吸込側配管
４の０字管内に水力的な「シール」が形成される現象で
あり、実験的にもまた解析的にも研究されよく知られた
現象である。

この液体シールは炉心１０で発生した蒸気が１次冷却拐
配管２，４を通る流動を防げる。その結果、炉心発生蒸
気は系内に溜まり、相対的に蒸気圧が高くなることによ
り炉心水位１６は押し下げられる。

その後、時間経過と共にポンプ吸込側０字管内の冷却水
が破断箇所１２から流出ツることにより、ポンプ吸込側
０字管内の水位は低下し、この水位がＵ字管水平部上端
１３に達すると、炉心発生蒸気は、ポンプ吸込側０字管
を経由して破断箇所１２から放出されるようになる（こ
こでは、この現象をループシール解消と呼ぶ）。ループ
シール解消後の１次冷却系の状態を第４図に示す。

このループシール解消により炉心領域の蒸気圧力は低下
し、一方、非常用炉心冷却装置よる注入水１４にＪ：り
維持されていたダウンカマ水位（水頭）１５により、炉
心水位１６は急速に回復する。

小破断１次冷却材喪失事故の場合、炉心の露出期間が、
炉心にお【プる崩壊熱発生とあ（１まつ゛Ｃ１燃料被覆
管゛最高渇度を決定し、仮に長期間露出する場合には炉
心溶融に至るが、１次冷却材ボ”ンプを事故発生直後に
全台停止する場合に【よ、一般的には炉心溶融には至ら
ないことが、実験的にも、解析的にも確認されている。

２）１次冷却材ポンプを事故時運転ｌＩ゛る場合（図中
、曲線Ｂ） １次冷却材ポンプ運転中は、１次冷却系内【上水・蒸気
が均質に混合し時間経過と共に１次冷却水の減少とあい
まって蒸気の割合が増加して行くが、キャビテーション
等によりポンプが中途停止すると、停止後は重力の効果
が顕茗となり、水・蒸気は急速に分離し、各部の垂直管
内に水位を形成する。

このときの１次冷却系内の状態は、ポンプ運転時の蒸気
・水を均一にする効果により、事故直後にポンプ全台停
止する場合に比べて、相対的にループシール領域の水量
が多く、炉心・ダウンカマ領域の水量が少ないことから
、ポンプ停止後の炉心水位は、炉心発生蒸気の停滞、Ｍ
積による蒸気圧力により、ダウンカマ水位を押上げつつ
低下して行き、やがてダウンカマ下端１６′に達づる。

以後、炉心１０の発生蒸気はダウンカマ１７を逆流し、
同時にダウンカマ水を巻さ込んで破断箇所１２より系外
に流出する。それにより、ダウンカマ水頭は更に低干し
、一方蒸気放出による炉心領域の蒸気圧力の低下により
、ループシール水の破断箇所からの流出部は減少し、そ
のため、ループシール解消は大幅に遅れる。炉心水位の
回復には先に説明したループシール解消を必要とし、こ
のようなループシール解消の遅れは、炉心露出の状態が
長期間続くことを意味し、その間、燃料温度は上昇を続
け、やがて炉心溶融に至る。

３）本発明の事故後少なくとも１台の１次冷却材ポンプ
を運転継続させた場合（図中、曲線Ｃ）、及び、前記運
転継続した１次冷却材ポンプが途中停止した場合（図中
、曲線Ｄ） 事故後少なくとも１台の１次冷却材ポンプを運転継続さ
せた場合には、蒸気・水は強制循環されることにより均
一に混合し、炉心は長期に亘り気泡水により冠水され崩
壊熱は好適に冷却除去される。また、運転継続した１台
の１次冷却材ポンプがキャビテーション等の何らかの理
由により上記２）の全台中途停止したと同じ時刻に停止
したとすると、停止後の状態は第５図に示すように（こ
こでは、図において左側の健全ル゛−プのポンプ５ａを
運転継続した場合を示しているが、図において右側の破
断ループのポンプ５ｂを運転継続した場合でも以下に説
明づる川縁は同じである。）事故直後にポンプを停止し
たループ側のループシール水用が多いのに対し、ポンプ
運転ループ側シール水は１次冷却材ポンプ５ａによりボ
ンピングされ、ループシールを全く形成しないか、或い
は弱いものとなる。

この為、運転継続リミンプ中途停止後の炉心１゜の発生
蒸気は、健全ループ側を通り、ダウンカマ上部アニユラ
ス部１８を経由して、低温側配管の破断点１２から流出
する。その結果、非常用炉心冷却装置の注入水１４にＪ
：るダウンカマ水頭維持とあいまって炉心領擦の水位低
下は小さく、従って、炉心は冠水され、或いは仮に露出
したとしても短期間のものとなり、燃料被覆管の表面温
度は冷却材の温度にほぼ等しいか多少上胃する程度であ
り、炉心冷却（ま極めて良好なものとなる。

ここで、第６図の解析結果について説明する。

事故直後に１次冷却材ポンプを全台停止した場合（曲線
Ａのもの）、炉心領域の気泡水位は、事故発生・後１次
冷却材保有水量の低下と共に減少し、約４．５分で炉心
」一端は露出し、約５．５分でループシールが解消され
ることににり再び炉心上端は冠水し、この間の炉心露出
継続時間は約１分間である。

また、１次冷却材ポンプ全台を中途停止した場合（曲線
Ｂのもの）には、事故発生後約５分で炉心上端は露出し
、ループシール解消の）イれにより、その状態が約５分
間継続する。

一方、本発明のｌｆ＋］壊熱除入熱除去方法わち事故時
少なくとも１台の１次冷却材ポンプを運転継続し他のポ
ンプを運転停止する場合（曲線Ｃのもの）には、非常用
炉心冷却装置による冷却材の注入が継続されている限り
炉心は露出することがない。

また、仮に、運転継続ポンプが中途で停止した場合、曲
線りを辿ることとなるが、炉心は露出しない。第６図の
解析ケース（曲線Ｃ，Ｄ）では、事故直後に停止するポ
ンプは破断ループ側ポンプとしているが、健全ループ側
ポンプを停止した場合でも結果は同じであり、炉心気泡
水位は、曲線Ｃ，Ｄと非常に良く似た。挙動を示す。

以上、この発明の原子炉事故時の炉心崩壊熱除去方法の
一実施例として２ループプラントについて説明したが、
例えば、４ループプラントの場合は、１台の１次冷却材
ポンプを運転継続し他の３台のポンプを運転停止、或い
は、２台のポンプを運転継続し他の２台を運転停止して
もよい。いずれにしても、少なくとも１台の１次冷却材
ポンプが運転継続されていれば炉心は長期に亘り気泡水
により冠水され好適な炉心崩壊熱の除去が可能である。

尚、本発明の原子炉事故時の炉、心ｔ０１壊熱除去方法
を実施するための装置（制御系）については特に図示し
ていないが、非常用炉心冷却装置作動信号を直接の入力
（＋’Ｓ月とし、或いは、間接信号（例えば、非常用炉
心冷却装置作動信号を入力信号とづる機器の出力信号な
ど）を入力し、公知の技術手段（例えば、リレー回路）
を動作させることによって、容易に運転継続ポンプの選
択及び運転不用のポンプの運転停止を実現できる。

（ハ゛）発明の効宋 本発明によれば非常用炉心冷却ｉ％　Ｆ＋が作動するい
かなる事故に対しても、事故後少な（とも１台の１次冷
却材ポンプを）７ｆｒ転継続させ、その他の１次冷却材
ポンプは事故発生直後に停止させるという１次冷Ｗ材ポ
ンプの運用が図られるので、事故の種類を識別する必要
はなく、従って、識別の際の誤判断により１次冷）Ｊｌ
祠ポンプを不適当に運用すること、即ち、小破断１次冷
却材喪失事故時に全台の１次冷却材ポンプが運転継続そ
の後、キｔ・ビテーション等により中途停止することに
よる炉心溶融の誘引、或いは、蒸気発生器伝熱管破損事
故時に全台の１次冷却材ポンプを事故直後に停止Ｆする
ことによる１次冷却系圧力の制御不能及びプラント冷却
の遅れ、並びに事故終息の遅れとその結果としての２次
冷却系への放射性物質の漏洩量の増加等の問題は解消さ
れプラントの安全性向上放射線被曝の低減など事故後の
プラント管理、ひいてはプラントの稼動率向上に人きく
　Ｗ　ｊ’４　Ｕるものである。

【図面の簡単な説明】

第１図は加圧水型原子力発電２ループプラント・の１次
冷却系の説明図、第２図は低温側配管小破断時の事故発
生後の１次冷却材ポンプ停止時間と燃料被覆管最高温度
との関係を示す図、第３図はループシールの現象を示す
図、第４図はループシール解消・後の系内の状態を示す
図、第５図は、事故直後に１次冷却材ポンプを１台停止
し、他の１台を運転継続したのち運転継続したポンプが
途中で停止した場合の系内の状態を示す図、及び第６図
は小破断１次冷却材喪失事故時の１次冷却材ポンプの運
用方法の違いによる炉心気泡水（Ｄ’＼の影響を示す図
である。 １・・・原子炉容器　　２・・・高温側配管　　３・・
・蒸気発生器　　４・・・ポンプ吸込側配管　　５・・
・１次冷部材ポンプ　　６・・・低温側配管　　８・・
・加圧器１０・・・炉心　　１１・・・加圧器スプレィ
　　１２・・・破断箇所　　１３・・・Ｕ　ｒ４＋管水
平部上端　　１４・・・非常用炉心冷却装置の注入水　
　１５・・・ダウンカマ水頭　　１６・・・炉心水位　
　１７・・・ダウンカフ１８・・・ダウンカマ上部アニ
ユラス部特許出願人　　　　　三菱原子力ニ業株式会社
代理人弁理士　　　　　　　　川　井　冶　男第３図 第４図

Claims (2)

【特許請求の範囲】
1. （１）２以上の１次冷却系ループを備えた加圧水型原子
   力プラントにおいて、原子炉事故時、非常用炉心冷却装
   置作動信号の発信に呼応して少なくとも１台の１次冷却
   材ポンプを運転継続し、他の１次冷却材ポンプを運転停
   止することを特徴とする原子炉事故時の炉心崩壊熱除去
   方法。
2. （２）前記運転継続される１次冷却材ポンプは加圧器の
   ある１次冷却系ループに備えられていることを特徴とす
   る特許請求の範囲第１項記載の原子炉事故時の炉心崩壊
   熱除去方法。