JPS62108190A - 軽水冷却型原子炉 - 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】 「産業上の利用分野」 本発明は、一次冷却系内のほう酸水濃度により出力の制
御を行なうようにするとともに、特に、一次冷却水系と
ほう酸水との混合状態を正確に維持することにより、信
頼性を向上させるようにしている軽水冷却型原子炉に関
するものである。

「従来の技術」 一次冷却系内のほう酸水濃度により出力の制御を行なう
ようにした軽水冷却型原子炉は、万一、内部温度の異常
上昇が生じたときに、炉心の付近とその周囲のプール水
との温度差等によって、流体の比重の差が生じ対流を起
こす現象を利用して、プール水であるほう酸水を炉心に
送り込むことにより、原子炉を自然停止状態に導くよう
にしたもので、いわゆるフールプルーフ式の固有の安全
性をもった原子炉となっており、近年、原子力発電プラ
ントの都市接近等の立地条件を十分考慮しなければなら
ないところから、注目されている。

その従来構造例について、第３図及び第４図に基づき説
明すると、ほう酸水からなるプール水Ｗを収納するため
の圧力容器ｌは、厚いプレストレストコンクリート壁に
よって構成されるとともに、圧力容器ｌのライナ２の中
に炉心３ガ（設けられ、該炉心３は二重構造の外側ケー
ス４及び炉心用ケ−ンング５で囲まれ、また、二重ケー
ス４・５の上部に二重の筒状をなすライザ管６・内側筒
体７が連設され、炉心用ケーシング５は二重筒体６・７
の間の環状流路８に、二重ケース４・５の間の環状流路
９は連通管ＩＯを経由して内側筒体７に接続され、ライ
ブ管６の上部は熱交換器（蒸気発生器）１１の一次冷却
水入り口１２に、内側筒体７の上部は熱交換器１１の一
次冷却水出口１３にそれぞれ接続されている。また、熱
交換器１１の下部には、一次冷却水を強制循環させるた
めのポンプ１４が設けられている。

そして、二重筒体６・７の上方位置には、一次冷却水入
り口１２及び一次冷却水出口１３への配管を貫通状態に
支持するだめの上部ブレナム用ケーシング１５が設けら
れるとともに、該ケーシング１５の上にカバー１６が取
り付けられ、さらに、前記圧力容器１等の上部に遮蔽、
１ｉ１７が配設された構造であり、内側筒体７と一次冷
却水入り口１２との間には、環状流路８と上部ブレナム
用ケーシング１５の内部との連通路を有する入り日用ヘ
ッダＩ８が設けられ、ライザ管６と上部プレナム用ケー
シング１５の下部との間は上部境界１９、外側ケース４
の下部開口の一部は下部境界２０とされて、一次冷却水
及び一次系外のプール水（ほう酸水）Ｗの緩やかな通過
を許容するようになっている。

このような構造を有する原子炉を運転状態とすると、第
３図に実線の矢印で示すように、一次冷却水が、炉心３
、炉心用ケーシング５、環状流路８、一次冷却水入り口
１２、熱交換器１１、一次冷却水出口１３、内側筒体７
、連通管１０、環状Ａ路９、炉心３を経由する循環流と
なり、このとき、上部ブレナム用ケーシング１５の中に
液面レベルＷＬｌが、また、カバー１６の中に液面レベ
ルＶＬ２がそれぞれ形成される。一方、運転停止状態と
すると、第２図に破線の矢印で示すように自然循環が生
じる。

即ち、一次冷却水が炉心３、炉心用ケーシング５、環状
流路８、上部境界１９、ライザ管６等の周囲であるプー
ル水Ｗ、下部境界２０、炉心３を経由する循環流となり
、このとき、ほう酸水の濃度の高いプール水Ｗが順次炉
心３に供給されることにより、核分裂反応か抑制されて
自然停止に導かれるものである。

［発明が解決しようとする問題点」 しかしながら、面記従来例のような構造であると、上下
部境界１９・２０では、液比型に基づいて両液の分離を
しているために、両液の温度差やわずかずつの混合によ
って、両液の境目が変動して、原子炉の出力が不安定な
ものとなり易く、また、境界における両液の分離が不完
全なものとなるので、例えば、原子炉運転開始時に、ほ
う酸水を一次冷却水と置換する場合等において、特に下
部境界２０を閉塞するための他の手段が必要となる等の
問題点が生じる。本発明は、これらの問題点を有効に解
決することを目的としている。

「問題点を解決するための手段及び作用」本発明は、炉
心及びその一次冷却系用熱交換器を原子炉圧力容器内の
ほう酸水のプール水中に設け、一次冷却水のほう酸水の
濃度を調整することにより、炉出力を制御する軽水冷却
型原子炉において、前記一次冷却水の循環系とほう酸水
との間にこれらを連通状態とする境界を介在させるとと
もに、該境界は、一次冷却水中で浮上して流路を閉塞す
る上昇流制限弁と、ほう酸水中で沈降して流路を閉塞す
る下降流制限弁とを並設しているもので、両液体の圧力
差がほぼ零であるときは、液の相互流通を妨げて完全に
分離した状態を形成するとともに、両液体に圧力差を生
じたときは、圧力の大きい方から小さい方へ液体を移動
させろようにしているものである。

「実施例」 以下、本発明における軽水冷却型原子炉の一実施例を第
１図及び第２図に基づいて説明する。なお、図中におい
て、前記従来例と共通する部分には、同一符号を付して
説明を簡略化する。該−実施例における軽水冷却型原子
炉は、炉心３か鋼製原子炉圧力容器２１に収納されてい
る点、原子炉圧力容器ｚ１の周囲に間隔を明けて囲繞す
るピ・ノド構造物２２が配設されている点、ピント構造
物２２には事故発生時等において、ピ・ソト２３の中に
注水することにより、鋼製原子炉圧力容器２１を水没状
聾とするための冷却水供給系２４が連設されている点、
ライザ管６の上部と炉心３の下方とに連設される境界（
上部境界及び下部境界）２５が、フロート弁を組み合わ
せた構造の上昇流制限弁２６と下降流制限弁２７とから
構成されている点等が、第３図及び第４図の従来例と著
しく相異するものである。

前記原子炉圧力容器２１は、その壁の厚さが例えば数百
ｍｍで、耐圧性を有する一体構造とされるとともに、ピ
ット２３の中に立設され、該ピット２３を形成している
ピット構造物２２は、生体遮蔽壁となるコンクリート壁
、２８と、その内面を覆っている鋼製等のライナ２９と
から構成されており、ピット２３の上部開口は、着脱自
在なピット蓋３０により閉塞され、沸騰水型原子炉にお
ける原子炉格納容器に類似する構造となっている。また
、前記冷却水供給系２４は、冷却水供給口３１によりピ
ット２３の下部と連通されており、ピット２３の上部に
は、冷却水出口３２が設けられている。さらに、前記鋼
製原子炉圧力容器２１の外周面には、若干の間隙を有し
て断熱材３３が配設された構造である。

次いで、鋼製原子炉圧力容器２１の内部構造等について
説明を補足する。ライザ管６の上方位置には、」一部プ
レナムケーシング３４と、その上方を覆うキャンプ３５
とが設けられ、上部プじナムケーシング３４の上部には
、上部境界２５が上昇流制限弁２６と下降流制限弁２７
とを複数対並列に組み合わせ状態で配設されている。ま
た、上部プレナムケーシング３４の側部と、熱交換器１
１の一次冷却水入り口１２との間には、ジェットポンプ
等の循環ポンプ３６が配設され、該循環ポンプ３６は、
インペラ部を作動させるための駆動部（モータ等）３７
が鋼製原子炉圧力容器２１の上部外方に設けられたイン
ターナルポンプ構造とされている。さらに、熱交換器１
１の一次冷却水出口１３の下方には、炉心３を囲繞する
ように下部プレナムケーシング３８が配設され、該下部
プレナムケーシング３８には、下部境界２５が設けられ
て、炉心３の下方と連通状態となるように設定されてい
る。

該下部境界２５は、前述したように上部境界２５と同様
の構造で、第２図に示すように、前記上昇流制限弁２６
は、弁箱３９の上部開口に弁座４０が設けられるととも
に、弁箱３９の中に、一次冷却水中では浮上して弁座４
０、つまり流路を閉塞するフロート４１が収納され、弁
箱３９の下部に複数の小孔を明ける等により上下の液体
の流通性を持たせた移動抑制板４２を設けて、該フロー
ト４１の下方への飛び出しを防止する構造であり、前記
下降流制限弁２７は、弁箱３９の下部開口に弁座４０が
設けられるとともに、弁箱３９の中に一次冷却水中では
沈降して弁座４０、つまり流通を閉塞するフロート４３
が収納され、弁箱３９の上部に複数の小孔を明ける等に
より上下の液体の流通性を持たせた移動抑制板４２を設
けて、フロート４３の１方への飛び出しを防止する構造
である。このように、両制御弁２６・２７は、圧力差が
ないか両液の比重が設定範囲内であるときに、境界２５
の上下に位置している両液間の相互流通を、完全に分離
した状態を形成するようにするとと乙に、圧力差が生じ
たときは、上下の両方向に対して通過を許容するもので
ある。

なお、図中において、符号４４及び符号４５は、熱交換
器１１に接続されている蒸気管及び給水管、符号４６は
原子炉の非運転時においてプール水Ｗを冷却して比重差
により自然循環させるためのプール冷却器、符号４７は
前記ピット蓋３０、原子炉圧力容器２１、その他の機器
等を吊り上げるためのクレーンである。

このような構造を有する軽水冷却型原子炉であると、原
子炉圧力容器２１とピット構造物２２七の間に、容積及
びスペースの大きな空間が形成されるので、原子炉運転
時には、この空間の空気（窒素等の気体を封入すること
も可能）が断熱材３３とともに熱遮断層となる。したが
って、ピット構造物２２のコンクリート壁２８が原子炉
の運転時に放射熟により加熱されて、劣化する現象の発
生を抑制することができる。また、原子炉の構築時、あ
るいは運転開始後の定期点検時等においては、原子炉圧
力容器２１及びその近傍の機器、配管等に関するメンテ
ナンスをピット２３の空間、つまり、従来例と異なり原
子炉圧力容器２１の外側で行なうことができる。

一方、事故時等の非常時においては、冷却水供給系２４
を作動させて、ピット構造物２２の下部の冷却水供給口
３１から、ピット２３の中に冷却水（ほう散水等でも良
い）を注入することにより、原子炉圧力容器２１を水没
状態にするとともに、熱交換により温水となった冷却水
をピット２３の上部の冷却水出口３２から排出すること
により、原子炉圧力容器２１を積極的に冷却するもので
ある。原子炉圧力容器２１を水没状態とすると、原子炉
圧力容器２１の回りが、放射線吸収材である水により覆
われるので、事故時における放射線の漏洩防止を図るこ
とができ、フールプルーフ式の軽水冷却型原子炉におけ
る固有の安全性をさらに高めるものである。

このため、原子炉圧力容器２１の温度上昇が、ピット２
３の中に冷却水を送り込むことによって抑制されるので
、原子炉圧力容器２１の容積を小さくすることら可能と
なる。

また、両境界２５の作動状態について、第２図に基づい
て説明すると、境界２５の上方及び下方に位置している
流体Ｘ及び流体Ｙの間に、圧力差が生じていない場合は
、第２図（Ａ）に示すように、上昇流制御弁２６のフロ
ート４１が、一次冷却水中で浮上する特性を付与されて
いるため、弁箱３９の中の流体が一次冷却水であるかほ
う散水であるかに関係なく、つまり、ほう散水濃度にほ
とんど左右されることなく、フロート４１が浮上してそ
の浮力により弁座４０を閉塞して、液の混合を抑制する
ことになり、下降流制御弁２７のフロート４３の方は、
ほう散水中で沈降する特性を付与されているため、弁箱
３９の中のほう散水濃度に関係なく沈下して、フロート
４３の重量により弁座４０を閉塞することにより、液の
混合を抑制する。

そして、流体Ｙの圧力が流体Ｘの圧力よりも大きい場合
は、第２図（Ｂ）に示すように、矢印方向の上昇流によ
り、下降流制御弁２７のフロート４３が弁座４０を開放
するため、流体Ｙが流体Ｘに放出される。さらに、流体
Ｘの圧力が流体Ｙの圧力よりも大きくなると、第２図（
Ｃ）で示すように、矢印方向の下降流により、上昇流制
御弁２６のフロート４１が押し下げられて弁座４０を開
放するものである。

このため、原子炉が正常な運転状態にあると、第１図に
実線の矢印で示すように、炉心３で加熱された一次冷却
水は、ライザ管６、上部プレナムケーシング３４、循環
ポンプ３６、熱交換器１１、下部プレナムケーンング３
８、炉心３を経由する循環系となるが、この場合の炉心
３からの上昇流及び循環ポンプ３６の駆動流が変動を伴
わない場合は、第２図（Ａ）の状態が維持されて、両境
界２５が閉塞されたままであり、したがって両液の混合
が発生せず、原子炉は安定な平衡状態に維持される。

一方、原子炉の出力が異常に大きくなった場合は、上部
プレナムケーシング３４への上昇流が激しくなり、該上
昇流の運動エネルギによる圧力が大きくなるため、第２
図の（Ｂ）の状態となって、一次冷却水がほう散水中に
放出される。即ち、第１図に破線の矢印で示すように、
炉心３、ライザ管６、上部プレナムケーシング３４、上
部境界２５、ライザ管６と原子炉圧力容器２１との間、
下部境界２０、下部プレナムケーシング３８、炉心３を
経由する循環系が生じ、ほう散水の濃度の高いブール水
Ｗ゛が順次炉心３に供給されて、当初の一次冷却水に混
入することにより、核分裂反応が抑制されて、原子炉の
出力低下、あるいは自然停止に導かれるものである。

また、循環ポンプ３６は複数基設置されるものであるが
、例えばこれらの能力が何等かの理由で大きくなったよ
うな場合は、下部プレナムケーシング３８の中に送り込
まれる圧力が大きくなるため、第２図の（Ｃ）の状態と
なって、一次冷却水の圧力がほう散水の圧力よりも大き
くなり、その近傍に位置している下部境界２５から一次
冷却水か流出し、その分、上部境界２５からほう散水が
一次冷却水の中に混入し、ほう散水濃度が高くなって、
原子炉の出力抑制を行なう。この場合も、原子炉を安全
な方向へ、即ち出力を低下させるように機能する。

このように、上部境界２５の作用とあいまって、原子炉
に異常が生じたときは、出力を低下あるいは原子炉の完
全停止へと導き、安全性を確保するようにしているもの
である。

さらに、軽水冷却型原子炉を運転停止状態から運転状態
、つまり、起動させる場合についても説明すると、純水
を一次冷却水系に注水することによって、一次冷却水系
に充填されているほう散水濃度を低くする処理によって
行なわれる。この場合に、下部境界２５から純水がプー
ル水中に漏洩しないように、下部境界２５を閉塞する必
要が生じるが、圧力差が設定範囲内であると、第２図（
Ａ）のように、流路を閉塞した状態を維持して、作業性
を向上させることができる。

なお、第１図及び第２図に示した一実施例では、境界２
５を上昇流制限弁２６と下降流制限弁２７とを複数対組
み合わせてなるものとしたが、その一方を従来例のもの
と置き換えることを限定するものではない。

「発明の効果」 以上説明したように、本発明における軽水冷却型原子炉
によれば、 ■−一次冷却水循環系とほう酸水との間にこれらを連通
状態とする境界を介在させるとともに、該境界は、一次
冷却水中で浮上して流路を閉塞する上昇流制限弁と、ほ
う酸水中で沈降して流路を閉塞する下降流制限弁と並設
しているものであるから、両液体の圧力差がほぼ零であ
るときは、液の混合を妨げてほう散水濃度の変化を抑制
して、原子炉の運転を安定な状態に維持することを容易
に達成することができる。

■また、境界で分離されている両液に圧力差を生じたと
きは、圧力の大きい方から小さいほうへの液体の移動を
行なうことにより、原子炉の異常等において、一次冷却
水の上昇流に大きな抵抗を付与することなく、境界を通
過させるようにして、原子炉の出力減少等に速やかに導
くことができるものである。

■上昇流制御弁と下降流制御弁とを組み合わせたもので
あるため、流路の閉塞及び開放を確実に広い範囲で行な
うことができる。

■下部境界を上昇流制限弁と下降流制限弁とを組み合わ
せた構造とすることにより、原子炉起動時におけるほう
酸水と一次冷却水との置換作業を効率良く行なうことが
できる。

等の優れた効果を奏するものである。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明における軽水冷却型原子炉の一実施例を
示す縦断面図、第２図は第１図における鎖線Ｈの部分を
拡大して示す境界の作動説明図、第３図は軽水冷却型原
子炉の従来例を示す縦断面図、第４図は第３図のＴＶ−
ＩＶ線矢視図である。 ３・・・・・炉心、６・・・・・ライザ管、１１・・・
・・・熱交換器、１２・・・・一次冷却水入り口、１３
・・・・・・一次冷却水出口、２１・・・・・・原子炉
圧力容器、２２・・・・・・ビット構造物、２３・・・
・ビット、２４・・・・・・冷却水供給系、２５・・・
・・・上部境界、２６・・・・上昇流制限弁、２７・・
・・・・下降流制限弁、２８・・・・・・コンクリート
壁、２９・・・・・・ライナ、３０・・・・・・ビット
蓋、３１・・・・・冷却水供給口、３２・・・・・・冷
却水出口、３３・・・断熱材、３４・・・上部プレナム
ケーシング、３５・・・・キャップ、３６・・・・・・
循環ポンプ、３７・・・・駆動部（モータ等）、３８・
・・下部プレナムケーソング、３９・・・・・・弁箱、
４０・・・・・・弁座、４１・・・・・・フロート、４
２・・・・・・移動抑制板、４３・・・・・フロート、
４４・・・・・・蒸気管、４５・・・・・・給水管、４
６・・・・・・プール冷却器、４７・・・・・・クレー
ン、Ｗ・・・・・・プール水。 出願人　　石川島播磨重工業株式会社 第１図 ｗ　　　ＬＬ　　２５ 第２図

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 炉心及びその一次冷却系用熱交換器を原子炉圧力容器内
   のほう酸水のプール水中に設け、一次冷却水のほう酸水
   の濃度を調整することにより、炉出力を制御する軽水冷
   却型原子炉において、前記一次冷却水の循環系とほう酸
   水との間にこれらを連通状態とする境界を介在させると
   ともに、該境界は、一次冷却水中で浮上して流路を閉塞
   する上昇流制限弁と、ほう酸水中で沈降して流路を閉塞
   する下降流制限弁とを並設してなることを特徴とする軽
   水冷却型原子炉。