JPS61169796A - 沸騰水型原子炉の冷却材補給装置 - 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】 〔発明の技術分野〕 この発明は沸騰水型原子炉の冷却材補給装置に係り、特
に非常用炉心冷却系の改良に関する。

〔発明の技術的背景〕

一般に、第２図に示すような沸騰水型原子炉１において
は、主蒸気管３や再循環配管５等に何らかの原因で破損
が生ずると、冷却材が漏出して、原子炉圧力容器７内の
冷却材が減少する。このような冷却材喪失事故時には、
冷却材の減少によって炉心が空焼きの状態になり、崩壊
熱の影響で炉心が溶！！する恐れがある。

このような炉心溶融事故を防止するために、沸騰水型原
子炉１においては冷却材喪失事故時にも原子炉圧力容器
７内に給水が供給され続【プ、さらに、冷却材補給装置
としての非常用炉心冷却系が作動して炉心９が充分冷却
される。

つまり、冷却材喪失事故時において外部電源が喪失しな
い場合には、復水・給水管１１に配設された低圧復水ポ
ンプ１３、高圧復水ポンプ１５および電動駆動給水ポン
プ１７が作動し、復水器１９内の復水が給水として原子
炉圧力容器７内のシュラウド２１外側に注水される。ま
た、冷却材喪失事故時には主蒸気隔離弁２３が閉弁され
るため復水器１９内の復水が減少するが、この場合には
、タンク水給送弁２５が開きタンク水給送ポンプ２７が
作動して、復水貯蔵タンク２９内のタンク水が復水器１
９を介し原子炉圧力容器７内へ供給される。

一方、非常用冷却系のうち、原子炉圧力容器７内の圧力
が高い場合には高圧炉心スプレィ系３１が作動する。こ
の高圧炉心スプレィ系３１は高圧炉心スプレィポンプ３
３を駆動させて、復水貯蔵タンク２９内のタンク水を、
高圧炉心スプレィ配管３５を介しスプレィスパージャ３
７に導き、このスプレィスパージャ３７から炉心９へ散
水させるものである。復水貯蔵タンク２９内のタンク水
が不足したときには、タンク側切換弁３９を閉じサプレ
ッションチャンバ側切換弁４１を開いて、サプレッショ
ンチャンバ４３内のチャンバ水を炉心９へ散水させる。

（背景技術の問題点） ところが、何らかの原因で高圧炉心スプレィ系３１が作
動しなかった場合には、原子炉圧力容器７内の高圧時に
冷却材を炉心上方から直接注水する手段はなく、炉心９
の冷却は専ら給水に頼らざるを得ない。

しかし、この給水による炉心冷却では、水位の上昇を持
たねばならず、高圧炉心スプレィ系のように短時間で急
速に炉心を冷却することができない。また、最循環配管
５が破断したような冷却材喪失事故時には、供給された
給水が破断部がら流出し、冷却材が炉心９の冷却が不十
分となる恐れがある。

そこで、高圧炉心スプレィ系３１の不作動時には図示し
ない自動減圧系を作動させ、原子炉圧力容器７内の蒸気
をサプレッションチャンバ４３内へ導いて原子炉圧力容
器７内を減圧し、同じく図示しない低圧炉心スプレィ系
や低圧注水系を作動させて、炉心９を直接冷却する。

しかしながら、もし自動減圧系が作動しない場合には低
圧炉心スプレィ系や低圧注水系が作動せず、万一の場合
に炉心が溶融する恐れがある。また、低圧炉心スプレィ
系や低圧注水系が作動し、サプレッションチャンバ４３
内のサプレッションチャンバ水が原子炉圧力容器７内へ
導かれても、このサプレッションチャンバ水は自動減圧
系作動時の蒸気の流入により加温されていることから、
炉心９を冷却するためには多量のチャンバ水が必要にな
る。

〔発明の目的〕

この発明は上記事実を考慮してなされたものであり、冷
却材喪失事故時に炉心を迅速かつ好適に冷却して炉心の
健全性を維持することができる沸騰水型原子炉の冷却材
補給装置を提供することを目的とする。

（発明の概要〕 上記目的を達成するために、この発明に係る沸騰水型原
子炉の冷却材補給装置は、原子炉圧力容器内の炉心へ冷
却材を直接注水可能に設けられた冷却材補給配管と、復
水器から導かれた給水を上記原子炉圧力容器内へ導く復
水・給水管、この復水・給水管と冷却材補給配管とを連
結する連結管と、この連結管に配設された弁の開閉を上
記冷却材補給配管に設けられた流量計からの流量信号に
基づき制御するＩＩＪＩＩＩ装置とを有するものであり
、冷却材補給配管からの注水量が充分でないときに、復
水・給水管から冷却材補給配管へ給水を導き、この給水
を直接炉心へ注ぐものである。

〔発明の実施例〉 第１図はこの発明に係る沸騰水型原子炉の冷却材補給装
置の第１実施例を示す系統図である。

原子炉圧力容器４５の内部には炉心４７が収容され、さ
らに冷却材が満たされる。この冷却材は、再循環ポンプ
４９およびジェットポンプ５１を主頁構成部材とする原
子炉再循環系５３により、原子炉圧力容器４５の下部プ
レナムから炉心４７へ向って強制循環される。

炉心４７へ尋かれた冷却材はこの炉心４７で加熱されて
蒸気となり、図示しない気水弁Ｎ器および蒸気乾燥器を
経て主蒸気管５５に導かれる。主蒸気管５５に導かれた
蒸気は主蒸気隔離弁５６を経てタービン５７に到り、タ
ービン５７で仕事をした後復水器５９で復水となる。復
水器５９には原子炉圧力容器４５に到る復水・給水管６
１が接続される。この復水・給水管６１には、復水器５
９の側から順次低圧復水ポンプ６３、高圧復水ポンプ６
５および給水ポンプ６７が配設され、これらのポンプ６
３．６５．６７により、復水器５９内の復水が給水とし
て原子炉圧力容器４５内に供給される。

給水ポンプ６７は、タービン駆動給水ポンプ６７Ａと電
動機駆動給水ポンプ６７Ｂとが並列に配設されたもので
あり、原子炉の通常運転時にはタービン駆動給水ポンプ
６７Ａのみが作動する。このタービン駆動給水ポンプ６
７゛Ａは給水タービン６８に連結され、この給水タービ
ン６８が主蒸気により回転されることによつ【駆動され
る。これらのタービン駆動給水ポンプ６７Ａおよび電動
機駆動給水ポンプ６７Ｂの下流側に逆止め弁６９Ａ。

６９Ｂ、６９Ｃが配設される。

また、復水器５９にはタンク水給送弁７１およびタンク
水給送ポンプ７３を介して復水貯蔵タンク７５が接続さ
れる。このタンク水給送ポンプ７３は復水器５９内の復
水が不足した場合に作動し、このときタンク水給送弁７
１も開となって復水貯蔵タンク７５内のタンク水を復水
器５９へ供給するものである。

一方、洲騰水型原子炉には、冷却材喪失事故に対処する
ために非常用炉心冷却系が設置される。

この非常用炉心冷却系は高圧炉心スプレィ系、自動減圧
系、低圧炉心スプレィ系および低圧注水系の４系統から
なり、図では＾圧炉心スプレィ系７７のみを示す。

高圧炉心スプレィ系７７における冷却材補給配管として
の高圧炉心スプレィ配管７９はその基端部が２つに分岐
され、一方の端部はタンク側切換弁８１Ａを介して復水
貯蔵タンク７５に接続される。また他方の端部は、サプ
レッションチャンバ側切換弁８１Ｂを介してサプレッシ
ョンチャンバ８３に接続される。高圧炉心スプレィ配管
７９の先端部は原子炉圧力容器４５内に到り、上部プレ
ナム内８４に配設された高圧スプレィスパージャ８５に
接続される。また、高圧炉心スプレィ配管７９には高圧
スプレィポンプ８７が配設される。

この高圧スプレィポンプ８７により、復水貯蔵タンク７
５内のタンク水またはサプレッションチャンバ８３内の
チャンバ水が冷却材として高圧スプレィスパージャ８５
に尋かれ、ここから炉心上部へ直接散水される。

さて、高圧炉心スプレィ配管７９には高圧スプレィポン
プ８７の下流側に流■計８９および高圧スプレィ水止め
弁９１が順次配設される。１１１８つは高圧スプレィポ
ンプ８７の作動時に、高圧炉心スプレィ配管７９内を流
れる冷却水の流ｍを検出する。一方、復水・給水管６１
には、逆止め弁６９Ａ、Ｂと６９Ｇとの間に給水止め弁
９３が設けられる。そして、復水・給水管６１における
給水止め弁９３上流近傍と、高圧炉心スプレィ配管７９
における高圧スプレィ水止め弁９１下流近傍とが連結管
９５によって連結される。この連結管９５には連結弁９
７が配設される。したがって、連結弁９７を開作動させ
ることにより、復水・給水管６１内の給水が連結管９５
を経て＾圧炉心スプレィ配管７９に到り、高圧スプレィ
スパージャ８５へ導かれる。

上記の流量計８９、高圧スプレィ水止め弁９１、給水止
め弁９３および連結弁９７は制御装置９９それぞれ電気
的に接続される。この制御装置９９は、高圧炉心スプレ
ィ系７７の作動時、高圧炉心スプレィ配管７９内を流れ
る冷却材が所定流量以下である旨が流量計８９から入力
された際に、８圧スプレィ水止め弁９１および給水止め
弁９３を閉作動させ、連結弁９５を開作動させて、復水
・給水管６１内の給水を、連結管９５を経て高圧スプレ
イスパージャ８５から炉心４７の上部へ直接散水させる
ものである。

次に作用を説明する。

炉心冷却材喪失事故、例えば原子炉再循環系５３の再循
環配管５３Δが破損して冷却材が喪失したときには、主
蒸気隔離弁５６が閉じて原子炉が隔離され、高圧炉心ス
プレィ系７７が作動するとともに、復水・給水系が作動
を続ける。

復水・給水系の作動は、低圧復水ポンプ６３、高圧復水
ポンプおよび電動機駆動給水ポンプ６７Ｂの駆動により
行なわれ、復水器５９内の復水が原子炉圧力容器４５内
へ供給される。主蒸気隔離弁５６の閉作動によって復水
器５９内の復水が不足したときには、タンク水給送弁７
１が開きタンク水給送ポンプ７３が作動して、復水貯蔵
タンク７５内のタンク水が復水器に供給される。タンク
水は、復水・給水系６１を軽で給水として原子炉圧力容
器４５内へ導かれる。

高圧炉心スプレィ系７７が作動指令を入力したにも拘ら
ず、高圧スプレィポンプ８７が故障などして供給冷却材
量が不足している場合には、流量計８９からの信号によ
り制御装置９９がこれを検知する。そして、制御装置９
９は、給水止め弁９３ＬＢよび高圧スプレィ水止め弁９
１には閉作動信号を送り、連結弁９７には開作動信号を
出力する。

その結果、復水・給水管６１内の給水は連結管９５およ
び高圧炉心スプレィ配管７９を経て高圧スプレィスパー
ジャ８５へ導かれ、この高圧スプレィスパージャ８５か
ら炉心上部へ直接散水される。

このように、原子炉圧力容器４５の高圧時に高圧炉心ス
プレィ系７７からの冷却材が不足した場合にも、復水・
給水管６１からの給水を炉心４７へ直接注水することが
でき、炉心４７を短時間に急速冷却して炉心の健全性を
確保することができる。

なお、上記第一実施例では高圧炉心スプレィ配管を連結
管９５を介して復水・給水管６１に連結させるものにつ
き述べたが、冷却材補給配管としての低圧炉心スプレィ
配管を連結管にて復水・給水管と連結させ、低圧炉心ス
プレィ系の作動不良時に、復水・給水管内の給水を連結
管を介し低圧スプレィスパージャに導き、ここから炉心
上部に直接散水させるものでもよい（第二実施例）。さ
らに、低圧注水系を構成する冷却材補給配管としての低
圧注水管を連結管にて復水・給水管と連結させ、低圧注
水系の作動不良時に低圧注水ヘッダから給水を直接炉心
へ注水するものであってもよい（第三実施例）。これら
の第二および第三実施例は第一実施例の高圧炉心スプレ
ィ配管７９を低圧炉心スプレィ配管、低圧注水配管にそ
れぞれ置き換えたものであり、他の構成は第１実施例と
同様である。したがって、これら一実施例の場合にも炉
心を急速冷却することができる。

〔発明の効果〕

以上のように、この発明に係る沸騰水型原子炉の冷却材
補給装置によれば、冷却材を炉心へ直接注水する冷却材
補給配管を連結管を介して復水・給水管と連結させ、冷
却材補給装置を流れる冷却材流量が不充分なときに、復
水・給水管からの給水を冷却材補給配管へ導き、この給
水を炉心へ直接注水するようにしたことから、炉心を迅
速確実に冷却することができ、炉心の健全性を確保する
ことができるという効果を奏する。

【図面の簡単な説明】

第１図は発明に係る沸騰水型原子炉の冷却材補給装置の
第一実施例を適用した沸騰水型原子炉の系統図、第２図
は従来の沸騰水型原子炉の系統図である。 ４５・・・原子炉圧力容器、４７・・・炉心、５９・・
・復水器、６１・・・復水・給水管、７７・・・高圧炉
心スプレィ系、７９・・・高圧炉心スプレィ配管、８５
・・・高圧スプレィスパージャ、８９・・・流量計、９
５・・・連結管、９７・・・連結弁、９９・・・制御装
置。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、原子炉圧力容器内の炉心へ冷却材を直接注水可能に
   設けられた冷却材補給配管と、復水器から導かれた給水
   を上記原子炉圧力容器内へ導く復水・給水管と、この復
   水・給水管と冷却材補給配管とを連結する連結管と、こ
   の連結管に配設された弁の開閉を上記冷却材補給配管に
   設けられた流量計からの流量信号に基づき制御する制御
   装置とを有することを特徴とする沸騰水型原子炉の冷却
   材水補給装置。 ２、冷却材補給配管は高圧スプレイ系を構成する配管で
   ある特許請求の範囲第１項記載の沸騰水型原子炉の冷却
   材補給装置。 ３、冷却材補給配管は低圧スプレイ系を構成する配管で
   ある特許請求の範囲第１項記載の沸騰水型原子炉の冷却
   材補給装置。 ４、冷却材補給配管は低圧注水系を構成する配管である
   特許請求の範囲第１項記載の沸騰水型原子炉の冷却材補
   給装置。