JPS61155795A - 非常用炉心冷却装置 - 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】 「産業上の利用分野」 本発明は沸騰水型原子炉における非常用炉心冷却装置に
関する。

「従来の技術」 沸騰水型原子炉には種々の補助設備が備えられているが
、その１つに非常用炉心冷却装置がある。

非常用炉心冷却装置は、何らかの理由によって冷却材系
配管が破断し冷却材喪失事故が生じたとき、原子炉圧力
容器内に水を注入して燃料を冷却し、燃料やその被覆管
の破損を防止し、更には燃料被覆管のジルコニウムと水
との反応を防止するためのものである。

第２図は従来のこのような沸騰水型原子炉の一例を概略
的に表わしたものである。この原子炉では、原子炉圧力
容器１内に供給された冷却材を炉心２の崩壊熱により沸
騰させ、高温高圧の蒸気を発生させている。この発生し
た蒸気は主蒸気管３を介してター°ビン４に送られ、こ
れにより発電が行われる。この後蒸気は主復水器５に送
られて復水とされる。復水は図示しない復水浄化器で浄
化され、冷却材となってポンプ６の駆動により配管７を
介して再び原子炉圧力容器ｌ内に供給される。

この原子炉では、何らかの理由によって冷却材系配管が
破断し冷却材喪失事故が生じた場合には非常用炉心冷却
装置が作動するようになっている。

非常用炉心冷却装置は、高圧炉心スプレィ装置１１、自
動減圧装置１２、低圧炉心スプレィ装置１３および低圧
注水装置１４等からなっている。

高圧炉心スプレィ装置１１は、原子炉圧力容器１内の水
位が低下しであるレベルに達したとき、ポンプ１５が駆
動を開始し、配管１６を介して図示しないスプレィノズ
ルから冷却水を注入するようになっている。

自動減圧装置１２は、何らかの理由によって高圧炉心ス
プレィ装置１１が作動しない場合のバックアップとして
設けられたもので、原子炉圧力容器ｌ内の蒸気を逃がし
て炉圧を低下させ、低圧炉心スプレィ装置１３および低
圧注水装置１４の作動を促すようになっている。

低圧炉心スプレィ装置１３は、高圧炉心スプレィ装置ｌ
ｌによる注水のみでは不十分で水位が更に低下しである
レベルに達したとき、ポンプ１７が駆動を開始し、配管
１８を介して図示しないスプレィノズルから冷却水を注
入するようになっている。

低圧注水装置１４は、低圧炉心スプレィ装置１３のバッ
クアップとして設けられたもので、冷却材系配管の完全
破断に対しては単独で、中破断に対しては前述した他の
装置と連携して、ポンプ１９が駆動することにより配管
２０を介して冷却水を大量に注入し、炉心２を水づけに
するようになっている。

このように沸騰水型原子炉では、冷却材喪失事故が生じ
たとき非常用炉心冷却装置が作動し、原子炉圧力容器ｌ
内の水位をある程度以上に確保するようになっている。

また何らかの理由によって冷却材供給用のポンプ６等が
故障し、原子炉圧力容器ｌ内の水位が低下するような水
位低下過渡事象が生じた場合も、非常用炉心冷却装置が
作動するようになっている。

このような非常用炉心冷却装置では、前述したように何
らかの理由によって高圧炉心スプレィ装置１１が作動し
ない場合が考えられる。このような場合には、前述した
ように自動減圧装置１２が作動し、低圧炉心スプレィ装
置１３および低圧注水装置１４の作動を促すことになる
。

ところで自動減圧装置１２は次の２つの条件を共に満足
したときに自動的に作動するようになっている。

■原子炉圧力容器１内の水位があるレベル以下になりか
つ同容器内の圧力があるレベル以上になること。これは
、水位があるレベル以下にならない場合、低圧炉心スプ
レィ装置１３および低圧注水装置１４を作動させる必要
がないからである。

■低圧炉心スプレィ装置１３あるいは低圧注水装置１４
が待機運転していること。待機運転とは、ポンプ１７あ
るいは１９が定格流量を維持して駆動しているが、配管
１８．２０に介在された吐出弁２１２２が未だ閉じてい
ることにより、原子炉圧力容器ｌ内への注入が行われて
いない状態をいう。この条件は、自動減圧装置１２が作
動した場合原子炉圧力容器１内が瞬時に大気圧となり、
原子炉圧力容器ｌ内の冷却材が減圧沸騰で瞬時に蒸発し
、炉心２が完全に露出してしまうので、これを早期に防
止するためである。

ところで水位低下過渡事象が生じたにも拘らず高圧炉心
スプレィ装置１１が作動しない場合には、水位低条件が
生じるだけで前記■の条件は満たされないことになる。

このような場合には、自動減圧装置１４は自動的に作動
せず、従って運転員が手動操作で作動させることになる
。

自動減圧装置１４が手動操作で作動されると、原子炉圧
力容器１内の冷却材が瞬時に蒸発することにより、正常
待機している低圧炉心スプレィ装置１３および低圧注水
装置１４が駆動し始めることになる。

ところでこのような場合でも低圧炉心スプレィ装置１３
および低圧注水装置１４が何らかの理由によって正常待
機運転していないことが考えられる。

［発明が解決しようとする問題点」 このように従来の非常用炉心冷却装置では、自動減圧装
置１４を手動操作で作動させる場合、低圧炉心スプレィ
装置１３および低圧注水装置１４が正常に作動するか否
か不安が残る。このため水位低下過渡事象が生じたにも
拘らず高圧炉心スプレィ装置１１が作動せず、自動減圧
装置１４を手動操作で作動させる場合には、運転員に多
大の精神的ストレスがかかってしまうことになる。

本発明はこのような事情に鑑み、水位低下過渡事象が生
じたにも拘らず高圧炉心スプレィ装置が作動せず、自動
減圧装置１４が手動操作で作動された場合、ポンプ等の
動的機器を用いることなく、注水することのできる非常
用炉心冷却装置を提供することをその目的とする。

「問題点を解決するための手段」 本発明では、冷却水が貯蔵された蓄圧タンクと、この蓄
圧タンクと原子炉圧力容器の間に設けられ、圧力差で蓄
圧タンク内の冷却水を原子炉圧力容器内に注入するため
の配管と、この配管に介在され、自動減圧装置が作動し
たとき駆動される電動隔離弁と、この電動隔離弁と原子
炉圧力容器の間において前記配管に介在され、原子炉圧
力容器内の冷却材が蓄圧タンク内に逆流するのを防止す
るための逆止弁とを非常用炉心冷却装置に具備させ、ポ
ンプ等の動的機器を用いることな（、圧力差で注水する
ことができるようにしたものである。

「実施例」 以下実施例につき本発明の詳細な説明する。

第１図は本発明の一実施例を適用した沸騰水型原子炉の
主要部分を概略的に表わしたものである。

この図にふいて第２図と同一部分には同一の符号を付し
、その説明を適宜に省略する。

この原子炉では、蓄圧タンク３１が備えられている。蓄
圧タンク３１は配管３２を介して冷却水を補給されるよ
うになっている。蓄圧タンク３１は配管３３を介して高
圧炉心スプレィ装［１１１の冷却水注入用の配管１６の
所定の箇所に連結されている。配管３３の所定の箇所に
は、自動減圧装置１２が作動したときその作動信号３４
の供給を受けて駆動される電動隔離弁３５が介在されて
いる。電動隔離弁３５と配管１６の間において配管３３
の所定の箇所には、原子炉圧力容器ｌ内の冷却材が蓄圧
タンク３１内に逆流するのを防止するための逆止弁３６
が介在されている。

今、この原子炉で水位低下過渡事象が生じたにも拘らず
、高圧炉心スプレィ装置１１が何らかの理由で作動しな
いとする。この場合には、運転員が自動減圧装置１２を
手動操作で作動させ、低圧炉心スプレィ装置１３および
低圧注水装置１４の作動を促すことになる。

自動減圧装置１２が作動すると、原子炉圧力容器１内が
瞬時に大気圧となり、また電動隔離弁３５が作動信号３
４の供給を受けて駆動される。

これにより蓄圧タンク３１内の冷却水が圧力差によって
配管３３および１６を介して原子炉圧力容器１内に注入
される。蓄圧タンク３１は配管３２を介して冷却水を補
給するので、原子炉圧力容器１内に冷却水が十分に注入
されることになる。

このようにこの原子炉では、蓄圧タンク３１から原子炉
圧力容器１内に冷却水が圧力差で注入されるので、ポン
プ等の動的機器を用いて注入する場合に比べて故障が掻
めて少ないことになる。このため運転員にかかる精神的
ストレスはかなり軽減されることになる。

この原子炉で通常の運転が行われているときに電動隔離
弁３５が何らかの理由によって駆動した場合には、この
ときの原子炉圧力容器１内の圧力がかなり高いので、逆
止弁３６が閉じた状態に保持される。このため通常の運
転時に原子炉圧力容器ｌ内の冷却材が蓄圧タンク３１内
に逆流することはない。

なお上記実施例では、蓄圧タンク３１から配管３３を高
圧炉心スプレィ装置１１の配管１６に連結しているが、
原子炉圧力容器ｌに直接連結するようにしてもよいこと
はもちろんである。

「発明の効果」 以上説明したように本発明によれば、圧力差で注水する
ことができるので、ポンプ等の動的機器を用いる場合に
比べて故障が少なく、信頼性が向上する。また自動減圧
装置が作動した場合には、手動自動に関係なく、また低
圧炉心スプレィ装置や低圧注水装置の作動に関係なく、
原子炉圧力容器内の水位を所定の高さ以上に維持するこ
とができ、安全性が向上する。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例を適用した沸騰水型原子炉の
主要部分を示す概略図、第２図は従来の沸騰水型原子炉
の一例を示す概略図である。 ｌ・・・・・・原子炉圧力容器、 ２・・・・・・炉心、 １１・・・・・・高圧炉心スプレィ装置、１２・・・・
・・自動減圧装置、 １３・・・・・・低圧炉心スプレィ装置、１４・・・・
・・低圧注水装置、３１・・・・・・蓄圧タンク、３２
・・・・・・補給用の配管、３３・・・・・・注入用の
配管、３５・・・・・・電動隔離弁、３６・・・・・・
逆止弁。 出　願　人　　　　日本原子力事業株式会社代　　理　
　人　　　　　　弁理士　　山　　内　　梅　　離業１
　図

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、冷却水が貯蔵された蓄圧タンクと、この蓄圧タンク
   と原子炉圧力容器の間に設けられ、圧力差で蓄圧タンク
   内の冷却水を原子炉圧力容器内に注入するための配管と
   、この配管に介在され、自動減圧装置が作動したとき駆
   動される電動隔離弁と、この電動隔離弁と原子炉圧力容
   器の間において前記配管に介在され、原子炉圧力容器内
   の冷却材が蓄圧タンク内に逆流するのを防止するための
   逆止弁とを具備することを特徴とする非常用炉心冷却装
   置。 ２、前記配管は、高圧炉心スプレイ装置の冷却水注入用
   の配管に連結され、これを介して原子炉圧力容器と連結
   されていることを特徴とする特許請求の範囲第１項記載
   の非常用炉心冷却装置。