JPS62197795A

JPS62197795A - 原子炉残留熱除去装置

Info

Publication number: JPS62197795A
Application number: JP61039238A
Authority: JP
Inventors: 賢治林
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1986-02-26
Filing date: 1986-02-26
Publication date: 1987-09-01

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、原子力発電所内の原子炉冷却系統設備の内、
原子炉残留熱除去装置に関し、特に原子炉冷却系統設備
配管内の放射性物質の付着防止、配管の物量低減による
スペース性改善、被曝低減。

合理化、並びに再循環系配管と原子炉冷却系統設備の一
部である停止時冷却系との配管合流部と給水系配管と原
子炉冷却材浄化系統設備との合流部における熱疲労によ
る損傷発生を防止しようとするものである。

〔従来の技術〕

従来の装置は、特開昭５６−１５０３９５号に記載のよ
うに、燃料プールろ過脱塩装置を用いて、ｆＭ子炉停止
時等に、炉水中のクラッドとイオン性の放射性物質を除
去するものとしていた。しかし下記に示す点については
、配慮されていなかった。

（１）原子炉の炉水は通常運転中においても実施されね
ば、充分な効果はなく、原子炉停止段階の約２０時間程
度での効果は、十分とはいえない。

（２）燃料プールのろ過説塩装置自身のろ過説塩能力は
、本来小規模のものであり、原子炉のろ過脱塩装置とし
て適用するのは不適切である。又。

仮に、原子炉水のろ過として使用し得るものとするには
設備の大容量化に伴ない経費、設備が増大し、原子炉停
止時の限られた時間の使用するには経済的にも、水質管
理の効果の上でも不適切となる６（２）被曝低減の直接影響因子である分解点検の要求さ
れるポンプや配管弁へのクラッド付着量の抑制による汚
染拡大や被曝増加を防止することが配慮されていない。

（４）被曝低減の直接影響因子である放射性流体を内包
する熱交換器や配管や弁を削除して、汚染拡大や被曝増
加を防止することが配慮されていない。

（５）配管、サポート、弁や保温の物量を、大巾に低減
し、経済的な合理化プラントの実現を可能とすることが
配慮されていない。

〔発明が解決しようとする問題点〕

従来の残留熱除去系を第３図に示す。

本系統は、３系列とし、ポンプ３台、熱交換器２基、配
管、弁、配管サポート等で構成される。

本系統は、冷却材喪失事故時には、低圧注水モードとし
て、サプレッションプール水１を５ポンプ２で吸引し、
配管３６を介し、原子炉圧力容器３のシュラウド内へ注
入する。格納容器冷却モードとして、運転時には、サプ
レッションプール水１を、ポンプ２で吸引し、熱交換器
４で冷却した後、格納容器５へ、配管３７と配管３８を
介し、注水する。停止時冷却モードとしての運転時には
、原子炉水を再循環ポンプ６の出口配管８より取り出し
、ポンプ６により昇圧し、熱交換器４で冷却した後、再
循環ポンプ入口配管７へ戻す閉ループ循環回路を、形成
する。サプレッションプール水冷却モードとしての運転
時には、サプレッションプール水１を、ポンプ２で吸引
し、熱交換器４で冷却した後、テスト配管９を経由して
、サプレッションプール１０に戻す。テスト配管９を用
いて行う作動試験は、中央制御室から、単独操作とする
。

通常運転中において、原子炉３及び原子炉格納容器５に
、注入することなく、低圧注入モード、格納容器冷却モ
ードやサプレッションプール水冷却モードの機能試験が
できるように、ポンプ２の吐出配管から分岐して、系統
容量の全容量を、サプレッションプールに戻すテスト配
管９を設置するとともに、注入に必要な弁の作動試験が
できるようにする。テスト時に注入圧力の模擬ができる
ように、テスト配管に絞り弁１１と減圧オリフィス１２
を設置する。テスト配管９はサプレッションプール水冷
却モード用の配管を使用する。又、従来の原子炉冷却材
浄化系Ｍ設備を、第４図に示す。本設備は、再循環系ポ
ンプ６の入口配管７より分岐し、原子炉冷却材浄化系ポ
ンプ１３を介して、再生熱交換器１４の一次側を通り、
ろ過装置。

脱塩装置１６により浄化され、循環ポンプ１３により給
水系と原子炉冷却材浄化系配管合流部１７を介して、給
水系配管１８に接合される系統構成となっている。

従来の系統構成では、炉水の循環する原子炉冷却材浄化
系配管や、停止時冷却モード配管及び圧力容器内表面よ
り発生したクラッドや放射性物質がプラントの運転時間
の経過に従い、高放射化し。

定検時における配管、弁、配管サポート等の保守点検作
業、検査作業、保温、弁、ポンプの分解作業時などに作
業員が被曝するという問題があった。

また、原子炉格納容器内の停止時冷却モート配管は口径
が約４００Ａ　（４０６，４ｍｍ　）と大口径であり、
再循環ポンプの設置されている保守点検頻度の多い床を
、はぼ全周に渡って約５０ｍ引き廻されており、配管、
配管サポート、保温物量の増加及び弁員数が増加すると
いう問題があった。

さらに、原子炉建物内の原子炉浄化系配管も放射性配管
であることから、コンクリートじゃへいを設置すること
が必要となり、しやへい物量、配管サポートの増加率、
並びに保守点検性１通路性などに対して配置上の制約を
受けるという問題があった。

また、停止時冷却モート運転時には、原子炉再循環系配
管と、停止時冷却配管の内部流体温度は、それぞれ約１
８０°Ｃ２約７０℃となり、両系統の温度差は約１１０
℃以上となり、プラント寿命期間中に合流部において、
温度差による熱疲労により配管の損傷が発生する危険が
あった。

さらに、第４図に示すように、給水系配管と原子炉冷却
材浄化系配管合流部１７にも、高温流体である浄化系流
体の温度２２０℃と、低温流体である給水系流体の温度
４０’Ｃとの衝突によって、熱疲労で配管の損傷が発生
する危険があった。

なお、第５図は従来の残留熱除去系と原子炉冷却材浄化
系を示す図である。

本発明の目的は、残留熱除去系及び原子炉冷却材浄化系
の系統構成を合理化し、ポンプ及び接続配管の分解、保
守点検作業時の被曝低減を計ることにある。

〔問題点を解決するための手段〕

上記目的を達成するため本発明は、残留熱除去系の一部
である停止時冷却ラインの熱交換器下流側から原子炉冷
却材浄化系循環ポンプ入口に接続する配管と、この配管
の途中に設けられた遠隔操作弁とを備える連絡ラインを
設けたものである。

また、本発明の他の特徴は、残留熱除去系の一部である
低圧注水モードラインの原子炉格納容器外側隔離弁の上
流側から原子炉冷却材浄化系ろ過脱塩装置出口側とを接
続する配管と、この配管の途中に設けられた遠隔操作弁
とを備えた連絡ラインを設け、この連絡ラインと低圧注
水モード合流部の低圧注水モード下流側に逆止弁を設け
たものである。

すなわち、本発明は残留熱除去系及び原子炉冷却材浄化
系ポンプを、残留熱除去系熱交換器の下流側に設置した
ものであり、又、残留熱除去系配管と、原子炉冷却材浄
化系配管との間に、各系統機能の独立性と系統機能試験
が可能となるよう隔離信号を有する遠隔操作弁を設けた
連絡配管を設置したものである。

〔作用〕

本発明によれば、原子炉冷却材浄化系が作動する通常運
転時には、浄化系ポンプの起動信号を受けて残留熱除去
系隔離弁が閉となるように、インターロックされる。ま
た、残留熱除去系を利用して原子炉を冠水もしくは原子
炉格納容器内に注水する際には、残留熱除去系ポンプの
起動信号を受けて浄化系隔離弁が閉となり、浄化系ポン
プも停止する。

このような本発明によれば、原子炉格納容器内及び原子
炉建屋内の冷却材浄化系配管と残留熱除去系配管のうち
、停止時冷却モードの原子炉圧力容器への戻り配管の削
減が可能となり、原子炉格納容器内配管の長さを著しく
低減することが可能である。

また、狭隘な原子炉格納容器内に設置される前述の放射
性の残留熱除去系配管を低減できることから、毎年原子
炉格納容器内で実施される配管。

配管サポートの検査作業、弁、原子炉再循環系ポンプ、
保温、空調機の分解、保守点検作業時の被曝低減効果も
ある。

さらに、原子炉格納容器内のスペース性の改善。

配管条件の改善など合理化を達成できる。

〔実施例〕

本発明は、残留熱除去系及び原子炉冷却材浄化系の系統
構成を合理的にすることにより、原子炉格納容器貫通部
、配管、配管サポート、弁、保温。

ケーブル、及び遮蔽等を削減し、原子炉格納容器の信頼
性向上、原子炉格納容器内外の配置改善によるスペース
性の改善、分解点検頻度の高いポンプへのクラッドの付
着防止による被曝低減、並びに再循環系配管と残留熱除
去系配管合流部、給水系配管と原子炉冷却材浄化系配管
合流部における熱疲労による配管損傷防止を計ろうとす
るものである。

また、通常定期検査時においては、原子炉冷却材浄化系
ポンプの分解点検が、総被曝線社の約１１５以上を占め
るものであり、今後のプラントの被曝低減効果向」二の
ためにはポンプ分解点検作業による被曝線量の低減が重
要な課題となっている。

本発明の具体的な一実施例を図面により説明する。まず
、第４図において、原子炉冷却材浄化系統設備のうち原
子炉格納容器ペネトレーション２０を貫通し、原子炉格
納容器外側隔離弁２１を介して、給水系へと戻る流路に
おいて、隔離弁２１の下流側に再生熱交換器１４、非再
生熱交換器１５を設立し、それらの熱交換器の下流側で
且つ、ろ過脱塩装置１６の上流側に循環ポンプ１３を配
置する。ポンプ１３がこの従来例のように。

高温部にある場合には、高温待機時がポンプの有効吸込
水頭（以下Ｎ　Ｐ　Ｓ　Ｈという）上最も厳しくなり、
本条件下でポンプ１３の配置が決定されている。原子炉
通常運転時は本系統の一次冷却材はサブクール水となっ
ており、ＮＰＳＨは十分確保されており問題ない。第１
図に示す本発明のごとく、ポンプ１３を、残留熱除去系
熱交換器４の下流側の低温部に移した場合、−次冷却材
は残留熱除去系熱交換器４で冷却されるため、原子炉通
常運転時及び高温待機時共にＮＰＳＨは確保され、問題
ない。また、原子炉高温待機時、炉水の飽和状態を考え
た場合、残留熱除去系熱交換器４へ飽和水が流れること
になり、同熱交換器入口ラインの圧力降下による炉水の
フラッシングが考えられる。したがって、フラッシング
現象を防止するためには、熱交換器４までの圧損を上回
る静水頭圧（押込圧力）を確保する必要がある。

例えば、糸紐圧損として、圧力容器低部へ残留熱除去系
熱交換器入口まで約１８ｍあり、したがって、静水頭と
して（圧力容器通常水位（ＮＷＬ）〜熱交換器まで）約
１８ｍ以上となるよう配置することで、問題ない。

第２図に、コバルト６０　（８０Ｃｏ　）の配管への付
着量と酸化皮膜坦の温度との関係について示す。

これによれば、２５０℃付近で付着量は最大となってお
り、温度の低下とともに急激に減少している。また、６
°Ｃｏの付着量と酸化皮膜との温度依存性は、同様の傾
向を示している。

従来の原子炉通常運転時の炉水温度は、約２８０℃程度
である９したがって、本発明により熱交換器出口部、つ
まりポンプ入口部においては内部流体温度が約５０℃と
なることから、線量率を約１／１．０とすることが、可
能である。また、従来においても熱交換器上流側に比べ
、下流側の線量率は約１／１ｏ程度以下となっており、
十分効果が期待できる。

第１図において、残留熱除去系配管の一部である停止時
冷却モードラインの外側隔離弁２２の下流側で熱交換器
４の出口側より、原子炉冷却材浄化系ポンプ１３の入口
側へ遠隔操作弁２４と連絡配管２５を設ける。また、残
留熱除去系配管のうち、低圧注水モードラインの外側隔
離弁２６の上流側から原子炉冷却材浄化系ろ過説塩装置
出口との間に遠隔操作弁２９と連絡配Ｉｒ！２７を設け
、低圧注水モードと該連絡配管２７合流部の上流側に逆
止弁４０を設ける。弁３１及び弁３２はポンプ１３が起
動していたり、弁２４が開のときには、閉となるように
インターロックされている。残留熱除去系ポンプ２の起
動信号に伴ない、通常開の弁２２は閉信号が伝達され、
閉となる。また、弁２９は前記ポンプ２の起動信号のも
とでは閉状態となるようにインターロックされている。

プラントの通常運転時においては、冷却材浄化のために
、再循環系ポンプ出口配管８がら分岐した配管３３によ
り、原子炉格納容器内側隔離弁３４及び外側隔離弁２２
、熱交換器４、循環ポンプ】３にて昇圧してろ過脱塩器
１６を経て、低圧注水モード配管３６へと戻され、原子
炉３へ、−次冷却水が戻される。これを繰り返すことで
、−次冷却水の水質を規定の状態で確保することが可能
である。この際、残留熱除去側との遠隔操作隔離弁３２
，４１．４２及び弁４３は、原子炉冷却材浄化系運転中
、つまり原子炉冷却材浄化ポンプ１３の起動中は閉状態
を保つようにインターロックされており、−次冷却材が
残留熱除去系配管に流れ込んだり、残留熱除去系配管内
の保管水等が原子炉冷却材浄化系配管側へ洩れたり、流
れ込んだりすることはない。したがって、原子炉冷却材
浄化系及び残留熱除去系の両系統の機能独立性や健全性
について支障をきたすことはない。

プラント停止段階においては、完全停止に至るまでに、
約２０時間の停止時冷却運転を実施する。

−次冷却水を、ポンプ２にて昇圧し、原子炉格納容器内
側隔離弁３４及び、外側隔離弁２２を介して、弁３１、
熱交換器４．遠隔操作隔離弁２６を通り、配管３６を介
して原子炉３へと戻される。

これを繰り返すことにより、原子炉内の冷却水温度を所
定の約５０℃以下程度にまで冷却する。この際、ポンプ
２の起動前に、遠隔操作により弁２・・ｌは閉、弁３】
は開、弁２９は閉、弁２Ｇは開の状態にそれぞれし２で
おく。その後、ポンプ２を起動することによって、前述
の冷却運転を繰り返す。

また１本発明によれば、停止時冷却モード運転により、
冷却された一次冷却材を、再循環系配管７に戻すことな
く、本モード運転中は１作動していない低圧注水モード
系配管３６へと戻す。したがって、高温流体としての再
循環系配管側の内部流体と、低温流体としての残留熱除
去系配管側内部流体との合流現象の繰り返しを回避する
ことができ、配管合流部の流体温度差にもとづく熱疲労
による配管損傷を防止することが可能となる。

さらに、給水系配管と原子炉冷却材浄化系配管との合流
部をなくしたことにより、両系統の内部流体温度差にも
とづく、熱疲労による配管損傷を防止することも可能と
なる。

以上、第１図をもとに、残留熱除去系のＡ系を例に説明
したが、残留熱除去系のＢ系についても、同様の系統構
成、運転、操作を実施することで、本発明による各系統
の機能、独立性、健全性の確保、並びに、本発明の効果
の確保は可能である。

原子炉へ低圧注水モードを利用し〔の冠水、並びに、原
子炉格納容器冷却モードを利用しての、サプレッション
ブール水１の原子炉格納容器へのスプレィ時には、ポン
プ２の起動信号を受けて、弁２４が閉となり、ポンプ１
３は停止する。したがって１本発明によっても、安全系
Ｍ設備である残留熱除去系統設備全体の機能、健全性、
独立性は確保可能である。

上述した本発明によれば、原子炉冷却材浄化系ポンプ及
び残留熱除去系ポンプへのクラッド付着量を低減し、ポ
ンプ及び接続配管の分解、保守点検作業や、検査作業時
の被曝低減に著しい効果がある。

また、原子炉格納容器内及び原子炉建屋内の冷却材浄化
系配管と残留熱除去系配管のうち、停止時冷却モードの
原子炉圧力容器への戻り配管の削減が可能となり、原子
炉格納容器内配管の長さを著しく低減することが可能と
なり、配管物量、配管サポート、保温物量、原子炉格納
容器ペネトレーション、弁員数等を削減することになり
、合理的な系統構成を有する経済的なプラントを実現で
きる効果がある。

さらに、上記理由により配管が削減されるため、原子炉
格納容器を貫通するペネトレーシ道ン（呼称口径約５５
０〜６６０ｍ＋ｉ）を低減することができ、漏洩防止機
能維持を必要とする原子炉格納容器の信頼性向上が計れ
るとともに、原子炉再循環系配管と残留熱除去系配管と
の合流部や給水系配管と冷却材浄化系配管合流部とを削
減することにより、それらの系統の内部流体温度差に起
因する熱疲労を防止し、配管合流部の健全性を高める効
果がある。

また、本来狭隘な原子炉格納容器内に設置される前述の
放射性の残留熱除去系配管（呼称口径３５０１程度）を
低減できることから、毎年原子炉格納容器内で実施され
る配管、配管サポートの検査作業、弁、原子炉再循環系
ポンプ、保温空調機などの分解、保守点検作業時の被曝
低減効果がある。

さらに、原子炉格納容器内のスペース性の改善。

配置条件の改善の効果もある。

〔発明の効果〕

本発明によれば、原子炉冷却材浄化系ポンプ及び残留熱
除去系ポンプへのクラッド付着量を低減し、ポンプ及び
接続配管の分解、保守点検作業や検査作業等の被曝低減
に著しい効果がある。また、原子炉格納容器内及び原子
炉建屋内の冷却材浄化系配管と残留熱除去系配管のうち
、停止時冷却モードの原子炉圧力容器への戻り配管の削
減が可能となり、原子炉格納容器内配管の長さを著しく
低減することが可能となり、配管物量、配管サポート、
保温物址１ｇ子炉格納容器ペネトレーション。

弁員数等を削減することになり、合理的な系統構成を有
する経済的なプラン１〜を実現できる効果がある。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の原子炉残留熱除去装置の一実施例を示
す系統図、第２図は６０Ｃｏ付着と被膜成形の温度依存
性を示す線図、第３図は従来の残留熱除去系を示す系統
図、第４図は従来の原子炉冷却材浄化系を示す系統図、
第Ｓ図は従来の原子炉残留熱除去系と原子炉冷却材浄化
系を示す系統図（太線部分は本発明により削除される系
Ｍ設備を示す）である。１・・・サプレッションプール、２・・・残留熱除去系
ポンプ、３・・・原子炉圧力容器、４・・残留熱除去系
熱交換器、５・・・原子炉格納容器、６・・・再循環系
ポンプ、７・・・入口配管、８・・・出口配管、９・・
・テスト配管、１ｏ・・・サプレッションプール、１１
・・・絞り弁、１２・・・減圧オリフィス、１３・・・
原子炉冷却材浄化系ポンプ、１４・・・再生熱交換器、
１５・・・非再生熱交換器、１６・・・ろ過説塩装置、
１７・・・給水系・原子炉冷却材浄化系配管合流部、１
８・・給水系ライン、１９・・・給水ポンプ、２０・・
・原子炉格納容器ペネトレーション、２１・・・原子炉
格納容器外側隔離弁、２２・・・原子炉格納容器外側隔
離弁、２３・・・原子炉冷却材浄化系再生熱交換器入口
、２４　遠隔操作弁、２５・配管、２６・・・原子炉格
納容器外側隔離弁、２７・一原子炉冷却材浄化系再生熱
交換器出口、２８・・・弁、２９・遠隔操作弁、３０・
・・配管。３１・・・弁、３２・・・弁、３３・・・配管、３４・
原子炉格納容器内側隔離弁、３５・・・サプレッション
プール隔離弁、３６・・配管、３７・・・配管、３８・
・・配管、３９・・・合流部、４０・・・逆止弁、４１
・・・弁、４２・・・・、−＼弁、４３・・・弁、、、“、） ζ　、、：・代理人　弁理士　／ＪＸ川勝用　−″−ｌθ０　１５θ
　２００　２５０　．３θＯｉ農°Ｃｂｏ　（ｏ付着Σ反縁励べゐ温度依存柾第４−　固

Claims

【特許請求の範囲】１、残留熱除去系の一部である停止時冷却ラインの熱交
換器下流側から、原子炉冷却材浄化系循環ポンプ入口に
接続する配管と、この配管の途中に設けられた遠隔操作
弁とを備える連絡ラインを設けたことを特徴とする原子
炉残留熱除去装置。２、残留熱除去系の一部である低圧注水モードラインの
原子炉格納容器外側隔離弁の上流側から、原子炉冷却材
浄化系ろ過脱塩装置出口側とを接続する配管と、この配
管の途中に設けられた遠隔操作弁とを備えた連絡ライン
を設け、この連絡ラインと低圧注水モード合流部の低圧
注水モード下流側に逆止弁を設けたことを特徴とする原
子炉残留熱除去装置。