JPS6186684A - 沸謄水型原子炉 - 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］ 本発明は圧力抑制室内の堆積クラッドの低減を図った？
ｉｌｌ！騰水型原子炉（以下８ＷＲという）に関する。

［発明の技術的背景］ 第８図を参照して従来例を説明する。第８図はＢＷＲの
概略構成を示す図であり、図中符号１は原子炉格納容器
を示す。この原子炉格納容器１内には、原子炉圧力容器
２が設置されている。上記原子炉格納容器１は隔壁３に
より上方の原子炉ウェル４と下方のドライウェル５に分
離されている。

そして上記ドライウェル５の下方には、圧力抑制室（以
下Ｓ／Ｐと称す）７が設置されている。上記原子炉圧力
容器２内には冷却材８が収容されているとともに、図示
しない複数の燃料集合体および制御棒等からなる炉心９
が設置されている。冷却材８は炉心９を上方に向って流
通し、その際炉心８の核反応熱により昇温する。昇温し
た冷却材８は水と蒸気の二層流状前となり、図示しない
気水分離器内に流入する。そこで水と蒸気とに分離され
、分離された蒸気は図示しない蒸気乾燥器にて乾燥され
乾燥蒸気となり、前記原子圧力容器２に接続された主蒸
気管１０を介してタービン１１に移送される。タービン
１１に移送された蒸気はそこで発電に供され、その後タ
ービン１１の下方に設置された復水器１２内に導入され
る。復水器１２内に導入された蒸気はそこで凝縮され復
水となる。復水は復水ポンプ１３により加圧されると同
時に、復水浄化装置１４にて浄化される。浄化された復
水は高圧復水ポンプ１５により加圧されるとともに、給
水加熱器１６により加熱され、さらに給水ポンプ１７に
より加圧されて給水管１８を介して原子炉圧力容器２内
に供給される。一方前記気水分離器にて分離された水は
、炉心９と原子炉圧力容器２との間を介して流下し、再
度炉心９を上方に向って流通する。また復水浄化装置１
４により浄化された復水の一部は、配管１９を介して復
水貯蔵タンク（以下Ｃ８Ｔと称す）２０に移送される。

前記原子炉ウェル４には燃料ブール２１が形成されてお
り、この燃料ブール２１内には燃料プール水２２が収容
されている。また上記燃料ブール２１内には図示しない
使用済燃料貯蔵ラックが設置され、使用済燃料が収容さ
れている。上記燃料ブール２１には、濾過、脱塩浄化系
（以下ＦＰＣ系と称す）が設けられており、燃料ブール
２１より流出した燃料プール水２２は、ＦＰＣ系のサー
ジタンク２３内に導入される。このサージタンク２３か
ら配管２４を介してＦＰＣポンプ２５に導入され加圧さ
れる。加圧された燃料プール水２２はＦＰＣＦ／Ｄ２６
内に流入し、そこで浄化され、ＦＰＣ熱交換器２７内に
流入する。そこで崩壊熱の除去を行ない、配管２８を介
して燃料ブール２１内に戻される。

前記Ｓ／Ｐ７内にはプール水３１が収容されており、こ
のプール水３１により一次系配管破断事故時に放出され
る高温、高圧の冷却材８のエネルギを吸収するとともに
、非常用炉心冷却系（以下ＥＣＣ８系と称す）３２の水
源として機能する。

すなわち上記ＥＣＣ８系■は、Ｓ／Ｐ７と原子炉圧力容
器２との間に配設されたＥＣＣ８系配管３３と、このＥ
ＣＣ８系配管３３に介挿されたＥＣＣ５ポンプ３４とか
ら構成されており、非常時Ｓ／Ｐ７内のプール水３１を
原子炉圧力容器２内に注入して炉心９を冷却する。また
ＥＣＣ８系、３−１？−の水源としては、上記Ｓ／Ｐ７
のプール水３１の他に前記Ｃ３Ｔ２０内の復水も使用さ
れる。

上記Ｃ３Ｔ２０の機能は上記ＥＣＣ８系３−２−の水源
としての１能の他に、以下の機能を有している。まず前
記原子炉ウェル４の水張り用の水源として機能する。す
なわちＣ３Ｔ２０と原子炉ウェル４との間には配管３６
が配設されており、この配管３６には、補給水ポンプ３
７が介挿されている。この補給水ポンプ３７によりＣ３
Ｔ２０内の復水を配管３６を介して原子炉ウェル４内に
供給し水張りを行なう。また原子炉隔離時冷却系（以下
ＲＣＩＣ系と称す）ＩＬの水源として機能する。

すなわち前記配管３８と原子炉圧力容器２との間にはＲ
ＣＩＣ系配管４２が配設されており、このＲＣＩＣ系配
管４２にはＲＣＩＣポンプ４３が介挿されている。そし
て原子炉隔離時、上記ＲＣＩＣポンプ４３によりＣ３Ｔ
２０内の復水を配管３８および４２を介して原子炉圧力
容器２内に供給し、原子炉の冷却を行なう。Ｃ３Ｔ２０
はこれらの機能の他にプラント内で使用される水の補給
源として機能する。すなわちＣ３Ｔ２０には配管４５が
接続されており、この配管４５を介してプラント内で使
用する水を補給する。その他Ｃ３Ｔ２０には、図示しな
い放射性廃棄物処理系からの戻り配管４６が接続されて
おり、また脱塩水受入れ用として配管４７が接続されて
いる。この配管４７によりＣ３Ｔ２０内の水位を規定水
位に維持する。

原子炉の冷却系としては、上述したＥＣＣ８系３２およ
びＲＣＩＣ系４１の他に残留熱除去系（以下ＲＨＲ系と
称す）ＬＬが設置されている。

このＲＨＲ系ｉユＳより原子炉停止時に原子炉を冷温状
態とする。すなわち原子炉圧力容器２の上部および下部
との間にはＲＨＲ系配管５２が配設されており、このＲ
ＨＲ系配管５２にはＲＨＲポンプ５３および熱交換器５
４が介挿されている。

そしてＲＨＲ系配管５２を介して炉水を抽出し、ＲＨＲ
ポンプ５３により加圧して熱交換器５４により徐熱し、
再度原子炉圧力容器２内に戻す。また上記ＲＨＲ系配管
５２にはＳ／Ｐ７からの配管６１が接続されているとと
もに、この配管６１には前記配管３８が配管６２を介し
て接続されている。なお図中符号７１．７２および７３
はＥＣＣ８系３２．ＲＣＩＣ系上玉およびＲＨＲ系ｉ上
から分岐されＳ／Ｐ７まで配設された分岐管を夫々示す
。また前記Ｃ３Ｔ２０と復水器１２との間には配管８１
が配設されており、この配管８１にはポンプ８２が介挿
されている。

［背景技術の問題点］ 上記構成によると、Ｃ３Ｔ２０内の復水は、ＥＣＣ８系
江およびＲＨＲ系５１等の一次あるいは二次水源として
使用され、また炉内の余剰水のバッファ的礪能を有しし
ているとともに、プラント内で使用する水の補給源とし
て十分活用されているのに対して、Ｓ／Ｐ７のプール水
３１は、冷却材喪失事故時以外には殆ど使用されること
がない。一方ＥＣＣ８系ＩＬＳＲＣＩ　Ｃ系上二および
ＲＨＲ系５１のポンプテストにおいて、クラッド等の放
射性物質を含有した水が前記分岐管７１゜７２および７
３を介してＳ／Ｐ７内に流入し蓄積される。そしてこれ
が長期に亘って継続された場合には、上述したようにＳ
／Ｐ７内のプール水３１は殆ど使用されない為に、Ｓ／
Ｐ７およびその近傍の線量率が増大してしまう。そして
機器および配管類の補修時には作業員の被曝が懸念され
るとともに、ＥＣＣ８系３２を起動させてＳ／Ｐ７内の
プール水３１を原子炉圧力容器２内に注入した場合には
、悪影響を与える恐れがあった。

［発明の目的］ 本発明は以上の点に基づいてなされたものでその目的と
するところは、圧力抑制空内にクラッド等の放射性物質
が蓄積するのを防止して清浄なプール水を提供し、クラ
ッド等の放射性物質の蓄積、それによる二次災害を効果
的に防止することが可能な沸騰水型原子炉を提供するこ
とにある。

［発明の概要コ すなわち本発明による沸騰水型原子炉は、原子炉格納容
器と、この原子炉格納容器内に設置され冷却材および炉
心を収容した原子炉圧力容器と、上記原子炉格納容器内
であって上記原子炉圧力容器の下方に形成されプール水
を収容した圧力抑制室と、非常時に上記炉心を冷却する
安全系とを備えた沸騰水型原子炉において、上記安全系
のテストラインに分岐管を設けるとともに圧力抑制室浄
化系を設置し、上記分岐管を圧力抑制室浄化系まで配設
し、安全系の作動試験時少なくともテストラインの配管
容量に相当するテスト水を上記分岐管を介して圧力抑制
室浄化系に導入するようにしたことを特徴するものであ
る。

［発明の実施例］ 以下第１図乃至第７図を参照して本発明の一実施例を説
明する。なお従来と同一部分には同一符号を付して示し
、その説明は省略する。第１図は本実施例によるＢＷＲ
の概略構成を示す図であり、ＥＣＣ８系工２．ＲＣＩＣ
系ＬＬおよびＲＨＲ系１ユ９分岐管７１．７２および７
３からは配管１０１．１０２および１０３が夫々分岐さ
れ、Ｓ／Ｐ浄化系工ＩＬ−のクラッド受タンク１０５ま
で配設されている。そして各分岐点の後流側の上記分岐
管１０１．１０２および１０３には第２図に示すように
、自助弁１４１．１４２および１４３が介挿されている
。一方上記分岐点の後流側の配管７１．７２および７３
には自動弁１５１．１５２および１５３が夫々介挿され
ている。すなわちこれら自動弁１４１．１４２．１４３
および１５１．１５２．１５３の開閉を制御することに
より、テスト時のテスト水をＳ／Ｐ７あるいはクラッド
受タンク１０５内に選択的に導入する。上記Ｓ／Ｐ浄化
系１０４は上記クラッド受タンク１０５と、このクラッ
ド受タンク１０５に接続された配管１０６とこの配管１
０６に介挿されたポンプ１０７等から構成されている。

すなわち上記ＥＣＣ８系３２、ＲＣＩＣ系土工およびＲ
ＨＲ系ｉ上等でポンプテストを行なう場合には、従来そ
の際のテスト水を分岐管７１．７２および７３を介して
Ｓ、／Ｐ７に移送していたのに対して、本実施例の場合
には、上記各配管１０１，１０２および１０３を介して
Ｓ／Ｐ浄化系１０４のクラッド受タンク１０５内に導入
し、ポンプ１０６にて配管１０７を介して図示しない放
射性廃棄物処理系に移送して処理する構成である。また
上記クラッド受タンク１０５には、レベル検出器１０８
が設置されており、上記ポンプ１０７はこのレベル検出
器１０８の検出信号を基にそのオン、オフが制郊される
。

またクラッド受タンク１０５には攪拌ライン１０９が接
続されている。すなわちクラッド受タンク１０５内には
クラッド等の放射性物質が流入し、かかる放射性物質は
クラッド受タンク１０５内にて底部に堆積する。そこで
上記攪拌ライン１０９によりクラッド受タンク１０５内
を攪拌することにより、下方に堆積したクラッドを浮上
させて効率よく放射性廃棄物処理系に移送して処理せん
とする構成である。上記配管１０６および１０９には自
動弁１６１および１６２が夫々介挿されている。

前記ＲＣＩＣ系Ｌ１のＲＣＩＣ系配管４２の吸込側はＳ
／Ｐ７に接続されている。またＦＰＣＦ／Ｄ２６および
ＦＰＣポンプ２５との間の配管２４とＳ／Ｐ７どの間に
は、配管１１１が配設されており、この配管１１１には
、ポンプ１１２が介挿されている。そして配管２８には
配管１１３が接続されている。すなわち原子炉ウェル４
の水張り用として従来Ｃ３Ｔ２０より水を導入していた
が、本実施例では、上記配管１１１およびＦＰＣ系およ
び配管１１３を介してＳ／Ｐ７からプール水３１を導入
する。さらに原子炉ウェル４とＦＰＣ系配管２４との間
には、配管１１４が配設されている。またＦＰＣ熱交換
器２７の後流側とＳ／Ｐ７との間には吐出配管１３４が
配設されており、上記原子炉ウェル４内の水は上記配管
１１４、配管２４、ＦＰＣポンプ、ＦＰＣＦ／Ｄ２６、
ＦＰＣ熱交換器２７および吐出配管１３４を介してＳ／
Ｐ７内に排水される。

以上が本実施例によるＢＷＲの概略構成であるが、これ
以外に例えば第３図に示すような浄化装置を取り付ける
場合がある。すなわちＳ／Ｐ７の外部には、ポンプ１２
１が設置されており、このポンプ１２１は自動弁１２２
を介挿した配管１２３を介して上記Ｓ／Ｐ７と接続され
ている。この配管１２３は浄化装置１２４と逆止弁１２
５および自動弁１２６を連結させて上記Ｓ／Ｐ７に戻る
閉ループを形成している。なお図中符号１２７は弁を示
すとともに、符号１２８は、流量計を示す。

次にＳ／Ｐ７の吸込部および吐出部の構成について第４
図および第５図を参照して説明する。本実施例によるＳ
／Ｐ７は、第４図に示すようにドーナツ状をなしており
、その内部は、補強リング１３１により複数のセグメン
ト１３２に分割されている。また前記吸込配管１１１お
よび吐出配管１３４が相対する位置に接続されている。

このようにＳ／Ｐ７は複数のセグメント１３２に分割さ
れており、よって汚染物質はこれら各セグメント１３２
内の底部に堆積することになる。ここでクラッドの沈降
性について第６図を参照して述べる。

この第６図から明らかなように、クラッドの殆どが１０
数時間で沈降することがわかる。また第７図にその粒径
分布を示す。第７図はＳ／Ｐ７内の任意の５箇所（Ａ、
Ｂ、Ｃ，Ｄ、Ｅ）についてサンプリングを行ない、それ
らについて粒径を測定した結果を示すもので、横軸にサ
ンプリング箇所の種別をとり（Ａ、Ｂ、Ｃ，Ｄ、Ｅ）　
、縦軸に粒径別の重量比をとった図である。図中空白部
は粒径が３μ以上のもの、右下り斜線で示す部分は粒径
が１〜３μのもの、右上り斜線で示す部分は粒径が０．
４〜１μのもの、格子状の部分は粒径が０．４μ以下の
ものを示す。この第７図から明らかなようにその粒径は
大きい。これらのことよりＳ／Ｐ７内に堆積するクラッ
ドは、大粒径でかなり重いものであることがわかる。よ
って堆積したクラッドは殆ど移動することはなく、例え
ば水撹拌により該クラッドを浮上させようとしても殆ど
不可能である。そこで高圧水によるジェット流等を噴出
させる方法、バキュームポンプによる吸上げ等の方法が
有効であると考えられているが、例えば底部に堆積した
グツドを全て高圧水によるジェット流により浮上させて
同時に浄化系により浄化することは、かなりの時間と膨
大なエネルギを消費することになり、好ましいことでは
ない。そこで本実施例のようにＳ／Ｐ７内にクラッドが
堆積するのを予め抑制することが得策であると考えられ
る。すなわち前述したようにＳ／Ｐ７内の堆積クラッド
の殆どは、ＥＣＣ８系、３．ｊ、　ＲＣＩ　Ｃ系４１お
よびＲＨＲ系１１等の安全系のテストラインから流入す
るものである。よってこれらをＳ／７内に流入する前に
捕集し処理すれば、上述したような問題を効果的に解消
することが可能となる。

以上の構成を基にその作用を説明する。まずＦＰＣ系は
、従来と同様にＦＰＣポンプ２５により燃料ブール水２
２を加圧して、ＦＰＣＦ／Ｄ２６により浄化し、熱交換
器２７および配管２８を介して燃料プール２１内に戻す
ことにより、使用済燃料の崩壊熱の除去および燃料ブー
ル水２２の浄化を行なう。次に燃料交換時には、Ｓ／Ｐ
７内のプール水３１を配管１１１、ポンプ１１２、ＦＰ
ＣＦ／Ｄ２６、熱交換器２７配管２８および配管１１３
を介して原子炉ウェル４内に供給して水を張る。また原
子炉ウェル４内の水を排出する場合には、配管１１４、
配管２４、ＦＰＣポンプ２５、ＦＰＣＦ／Ｄ２６、ＦＰ
Ｃ熱交換器２７および配管１３４を介してＳＰ７内に戻
す。これらはいずれも原子炉が停止している場合に行な
われることになり、炉心９には水が充満されているので
、安全上回等問題はない。

次にＥＣＣ５系工ｌ、　ＲＣＩ　Ｃ系上工およびＲＨＲ
系二二等の安全系のポンプテストを行なう場合について
説明する。通常のプラントでは、上記ポンプテストは１
回／月の割合で行なわれ、よって何等の処置を施さなけ
れば１回／月の割合で、クラッドがＳ／Ｐ７内に流入す
ることになる。そこでまずポンプテストを行なう場合に
は、テスト水のＳ、／Ｐ７内への流入を停止する。すな
わち、ポンプテストを行なう場合には、第２図に示すよ
うに、各安全系の分岐管１０１．１０２および１０３に
介挿された自動弁１４１．１４２および１４３を開弁し
、同時にＳ／Ｐ７への配管７１．７２および７３に介挿
された自動弁１５１．１５２および１５３を閉弁する。

この状態で所定時間テスト運転を行なう。ここに所定時
間とは各安全系テストライン延長の容積分に相当する水
が流出するに十分な時間である。すなわち各配管内に堆
積していたクラッドはテスト運転開始直後に流出してし
まい、その後はクラッドを含まない水が流出するからで
ある。そして上記所定時間を図示しないタイマによりセ
ットし、該時間経過後上記自動弁１４１．１４２および
１４３は閉弁し、自動弁１５１．１５２および１５３は
開弁する。この状態でテスト運転は継続される。そして
クラッドを含んだテスト水は、上記配管１０１．１０２
および１０３を介してクラッド受タンク１０５内に流入
する。クラッド受タンク１０５内の水位が所定の水位に
達すると、水位検出器１．０８が作動して信号を出力し
、かかる検出信号によりポンプ１０７が起動すると同特
に自動弁１６１および１６２が開弁する。これによって
クラッド受タンク１０５内は攪拌されるとともに、クラ
ッド受タンク１０５内の水は配管１０６を介して図示し
ない放射性廃棄物処理系に移送され処理される。ここで
８３７５　ｋｗ級のプラントのＥＣＣ８系１Ｌを例にと
ってみると、テストライン中の水の容量はおよそ５Ｔｒ
Ｌ３である。その際ＥＣＣ８系旦」−のポンプ３４１℃ の容量を１２００ｖ３／ｈとすると、１５秒十（余裕分
）の間、前記自動弁１４１を開弁ずればよいことになる
。一方クラッド受タンク１０５内に流入した分だけＳ／
Ｐ７内のプール水は減少することになる。よってその分
を補ってやる必要があり、そのためにＣ３Ｔ２０内の水
をポンプ１７２により配管１７１を介してＳ／Ｐ７内に
供給する。

以上本実施例による沸騰水型原子炉によれば、従来Ｓ／
Ｐ７内に流入し、堆積していたクラッドの殆どをＳ／Ｐ
７内に流入する前に捕集し、処理することができる。よ
ってＳ／Ｐ７内は、イオン性の不純物のみが含まれたプ
ール水となり、かかるイオン性の不純物を除去すること
により復水として利用が可能となる。なお上記イオン性
の不純物の除去には、該イオン性不純物の分析結果より
１０数時間で行なうことが可能である。またＳ／Ｐ７内
のクラッドの是が減少したことによりＳ／Ｐ７用の浄化
装置等の負担が大幅に軽減され、それによって浄化装置
の設備を縮小してコストの低減を図ることが可能となる
とともに、発生する放射性廃棄物の量も大幅に減少する
ので、放射性廃棄物処理系の縮小化をも図ることができ
る。そしてＳ／Ｐ７内のプール水３１の浄化に伴なって
、該プール水３１の有効利用が可能となり、従来Ｃ３Ｔ
２０内の復水をその水源としていたＲＨＲ系１１および
原子炉ウェル４の水張の水源として、Ｓ／Ｐ７のプール
水３１を使用することが可能となり、その結果Ｃ３Ｔ２
０および配管系の縮小化を図ることが可能となる。例え
ば１３０万ｋｗ級のプラントの・場合には、Ｃ３Ｔ２０
について１０００ｒｒｔ３の縮小が可能である。ざらに
Ｃ３Ｔ２０は、非常用の水源としての機能が無くなった
ことにより、耐震クラスを１ランク下げることが可能と
なり、例えば基礎の合着が不要となる等工事の軽減およ
びコストの低減を図ることができる。

［発明の効果］ 以上詳述したように本発明による沸騰水型原子炉は、原
子炉格納容器と、この原子炉格納容器内に設置され冷却
材および炉心を収容した原子炉圧力容器と、上記原子炉
格納容器内であって上記原子炉圧力容器の下方に形成さ
れプール水を収容した圧力抑制室と、非常時に上記炉心
を冷却する安全系とを備えた沸騰水型原子炉において、
上記安全系のテストラインに分岐管を設けるとともに圧
力抑制室浄化系を設置し、上記分岐管を圧力抑制室浄化
系まで配設し、安全系の作動試験時少なくともテストラ
インの配管容量に相当するテスト水を上記分岐管を介し
て圧力抑制室浄化系に導入するようにしたことを特徴す
るものである。

したがって圧力抑制室内の堆積クラッドの殆どを占めて
いた安全系テスト時の流入クラッドを圧力抑制室内に流
入する前に確実に捕集して処理することが可能とり、圧
力抑制室内のプール水の浄化を効果的に図ることができ
る。それによって圧力抑制室内のプール水の有効利用が
可能となとともに、従来設けられていた圧力抑制室内の
プール水浄化装置の負担を大幅に軽減させることができ
、また捕集時等の作業員の被曝低減を図るこができ安全
性を大幅に向上させることが可能となる。

【図面の簡単な説明】

第１図乃至第７図は本発明の一実施例を示す図で、第１
図は沸騰水型原子炉の概略構成を示す系統図、第２図は
第１図の一部を詳細に示す系統図、第３図は浄化装置の
概略構成を示す系統図、第４図は圧力抑制室の平面図、
第５図は圧力抑制室の断面図、第６図はクラッドの沈降
速度を示す図、第７図はクラッドの粒径分布を示す図、
第８図は従来の沸騰水型原子炉の系統図である。 １・・・原子炉格納容器、２・・・原子炉圧力容器、８
・・・冷却材、９・・・炉心、３２・・・非常用炉心冷
却系（ＥＣＣＳ系）　、４１　・・・原子炉隔離時冷却
系（ＲＣＩＣ系）、ｉ工・・・残留熱除去系（ＲＨＲ系
）、１０１．１０２．１０３・・・分岐管、１０４・・
・圧力抑制室浄化系。 出願人代理人　弁理士　鈴江武彦 第４図 第５図 沈降時間（ｈ「）

Claims (2)

【特許請求の範囲】
1. （１）原子炉格納容器と、この原子炉格納容器内に設置
   され冷却材および炉心を収容した原子炉圧力容器と、上
   記原子炉格納容器内であつて上記原子炉圧力容器の下方
   に形成されプール水を収容した圧力抑制室と、非常時に
   上記炉心を冷却する安全系とを備えた沸騰水型原子炉に
   おいて、上記安全系のテストラインに分岐管を設けると
   ともに圧力抑制室浄化系を設置し、上記分岐管を圧力抑
   制室浄化系まで配設し、安全系の作動試験時少なくとも
   テストラインの配管容量に相当するテスト水を上記分岐
   管を介して圧力抑制室浄化系に導入するようにしたこと
   を特徴する沸騰水型原子炉。
2. （２）上記安全系は、非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ系）
   、原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ系）および残留熱除去
   系（ＲＨＲ系）であり、これら非常用炉心冷却系（ＥＣ
   ＣＳ系）、原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ系）および残
   留熱除去系（ＲＨＲ系）から圧力抑制室内まで配設され
   た配管から分岐された分岐管を上記圧力抑制室浄化系の
   クラッド受タンク内まで配設したことを特徴とする特許
   請求の範囲第１項記載の沸騰水型原子炉。