JPS62212594A - 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】 〔竜業上の利用分野〕 本発明は、原子炉の非常用炉心冷却装置に係り。

特に１作動の信頼性が高く、かつ、長期的な炉心の冷却
に好適な非常用炉心冷却装置に関する。

〔従来の技術〕

従来の装置は、特開昭５７−６９２８９号公報に記載の
ように事故検出器により注水弁を開放して蓄水タンク内
の冷却水を原子炉容器に供給するか。

４しくは、事故検出器によりポンプを駆動して原子炉容
器に冷却水を供給するよってなっていた。

しかし１作動の信頼性の高度化については考慮されてお
らず、弁及びポンプなどの可動部を有する。

また、冷却水の供給による短期的な炉心の冷却を対象と
しており、長期的な炉心の冷却には別系統の非常用炉心
冷却装置が必要であった。

〔発明が解決しようとする問題点〕

上記従来技術は１作動の信頼性の高度化及び桓期的な炉
心冷却と長期的な炉心冷却の複合化については考慮され
ておらず、弁及びポンプなどの可動部の故＃を考慮して
複数系統の非常用炉心冷却装置を設置するとともに、短
期的な炉心冷却を行なう非常用炉心冷却装置と長期的な
炉心冷却を行なう非常用炉心冷却装置を設置しなければ
ならないという間頂があった。

本発明の目的は、可動部がなく作動の信頼性が高い非常
用炉心冷却装置を提供するとともに、冷却水の供給によ
る短期的な炉心冷却と自然循環及び放熱による長期的な
炉心冷却の両機能を有する非常用炉心冷却装置ｆを提供
することにある。

〔問題点を解決するための手段〕

可動部がなく作動の信・碩性が高い非常用炉心冷却装置
を提供するという上記第１の目的は、炉心上方に蓄水タ
ンクを設け、前記蓄水タンクと原子炉容器を上昇管及び
注水管で連結し、＠記上昇管の下端を前記注水管の下端
より亮くすることにより達成される。原子炉の事故時に
原子炉容器内の冷却水量が減少し、原子炉容器内の水位
が上昇管の下端より低下すると、上昇管を通って蒸気が
蓄水タンクに流入し、この蒸気流入によって蓄水タンク
内の圧力と原子炉容器内の圧力が等しくなり。

蓄水タンク内の冷却水が重力落下により注水管を通って
原子炉容器内に供給される。これによって。

可動部がなく短期的な炉心冷却が可能な非常用炉心冷却
装置を実現できる。

短期的な炉心冷却と長期的な炉心冷却の両機能を有する
非常用炉心冷却装置を提供するという上記第２の目的は
、上記蓄水タンク内に冷却器を設け、上記注水管に放熱
器を具備することにより達成される。上述した蓄水タン
ク内の冷却水を注水管を通して原子炉容器内に供給する
ことにより。

原子炉容器内の水位が回復し、水位が上昇管の下端より
高くなると、蓄水タンク内に設けた冷却器と注水管に具
備した放熱器からの放熱によって冷却され密度が大きく
なった冷却水は注水管内を下降して原子炉容器内に流入
し、冷却されておらず高温で密度が小さい上昇管内の冷
却水は蓄水タンクに流入する。このようにして、原子炉
容器、上昇管、蓄水タンク、注水管及び原子炉容器を循
環する自然循環が確立される。この時、蓄水タンク内に
設けた冷却器と注水管に具備した放熱器による放熱で長
期的な炉心冷却を可能とする。

〔作用〕

・・ｈ獄下１本発明の作用について詳細に述べる。原“
子炉の通常運転時には、原子炉容器内の水位は少なくと
も上昇管の下端より高くなっており、蓄水タンク内は冷
却水の補給時にあらかじめ真空引きされているため原子
炉容器内の圧力によって蓄水タンク内の水位は原子炉容
器内の水位より高く保・持されている。この時、蓄水タ
ンク、上昇管及び注水管内の冷却水は低温に保たれてい
るため蓄水タンク内に設けた冷却器及び注水管に具備し
た放熱器はｒ巨動ぜず１通常運転時における放熱損失は
ない。例えば、原子炉の計装配管などの破断により原子
炉容器内の冷却水が流出し、水位が上昇管の下端より低
くなると、原子・戸容器内の蒸気が上昇管を通って蓄水
タンクに流入し、蓄水タンク内の冷却水を加熱するとと
もに、蓄水タンク内の圧力と原子炉容器内の圧力が均圧
化される。蓄水タンク内の水位は原子炉容器内の水位よ
り高く保持されているため、蓄水タンク内の圧力と原子
炉容器内の圧力が均圧化されると、蓄水タンク内の冷却
水は注水管を通って重力落下し原子炉容器内に自動的に
供給される。また、上昇管を通って流入する蒸気で蓄水
タンク内の冷却水が加熱されると。

蓄水タンク及び注水管内部と外部とで温度差が生じ、こ
れによって、蓄水タンク内に設けた冷却器及び注水管に
具備した放熱器が自動的に作動する。

ところで、原子炉容器内への冷却水の供給によって原子
ｐ容器内の水位が回復し、水位が上昇管の下端より高く
なると、上昇管を通しての蓄水タンク内への蒸気流入が
なくなるため注水管を通しての原子炉容器内への冷却水
の供給も自動的に停止されるが、この時、すてに蓄水タ
ンク内の冷却水は高温化されている。蓄水タンク内の冷
却水は冷却器によって冷却され、注水管内の冷却水は放
熱器によって冷却され、低温化した冷却水は密度が大き
くなって下降するのに対し、上昇管には放熱器が設けら
れていないため冷却水の温度が高く密度が小さいことに
より上昇し、原子炉容器、上昇管、蓄水タンク、注水管
及び原子炉容器を循環する自然循環が確立されている。

この自然循環と冷却器及び放熱器によって長期的な炉心
冷却を行なう。

〔実施例〕

以下、本発明の一実施例を第１図により説明する。第１
図は自然循環型原子炉及び本発明の蓄水タンク１１の縦
断面を示したものである。まず。

通常運転時の動作について説明する。冷却水は炉心２に
おいて、核分裂によって発生する熱により加熱され沸騰
する。一方、シュラウド３の外側のダウンカマ領域４に
は熱交換器６が設置されており、炉心２で発生した熱を
原子炉容器１外部の２次系へ導く。このため、シュラウ
ド３の内側では気胞を含むために静水頭は小さく、シュ
ラウド３の外側では気胞が凝縮するため静水頭は大きく
なる。この静水頭差により、冷却水はダウンカマ領域４
を下降し、炉心２を上昇し再びダウンカマ領域２に戻る
自然循環を行う。このとき、原子炉容器ｌ内の水位は上
昇管１２の下端より高くなっている。蓄水タンクｌｌ内
は冷却水の補給時にあらかじめ真空引きされているため
、蓄水タンクｌｌ内には原子炉容器ｌ内の圧力によって
冷却水が流入し、蓄水タンク１１内の水位は原子炉容６
１内の水位より高く保持されている。このとき、蓄水タ
ンク１１．上昇管１２及び注水管１３内の冷却水は低温
に保たれているため、蓄水タンク１１内に設けた冷却器
１４及び注水管１３に具備した放熱器１５は作動せず、
放熱損失はない。このような原子炉において１例えば計
装配管などの破断により原子炉容器１内の冷却水が流出
すると、原子炉容器１内の水位が低下してくる。このよ
うな冷却材喪失事故時には、制御４！Ｊ５が炉心２に挿
入され炉心２はスクラムするが、核分裂生成物の崩壊に
より引き続き炉心２において熱が発生するために、この
熱を除去する必要がある。このような冷却材喪失事故時
における本発明の動作原理を第２図により説明する。第
２図囚は通常運転時を示したもので、上昇管１２及び注
水管１３内の冷却水は共に低温に保たれているために、
蓄水タンク１１と原子炉容器ｌとの間で冷却水の循環は
ない。

冷却材喪失事故が起こり、第２図■に示すように。

原子炉容器１内の水位が上昇管１２の下端より低くなる
と、原子炉容器ｌ内の蒸気が上昇管１２を通って蓄水タ
ンク１１に流入し、蓄水タンクｌｌ内の冷却水を加熱す
るとともに、蓄水タンクｌｌ内の圧力と原子炉容器１内
の圧力が均圧化される。

蓄水タンク１１内の水位は原子炉容器１内の水位より高
く保持されているため、蓄水タンク１１内の圧力と原子
炉容４１内の圧力が均圧化されると。

蓄水タンクｌｌ内の冷却水は注水管１３を通って重力落
下し、原子炉容器１内へ自動的に供給される。この注水
により、短期的な炉心冷却を行う。

また、上昇管１２を通って流入する蒸気で蓄水タンクｌ
ｌ内の冷却水が加熱されると、蓄水タンク１１及び注水
管１３内部と外部とで温度差が生じ。

これによって、蓄水タンクｉｔ内に設けた冷却器１４及
び注水管１３に具備した放熱器１５が自動的に作動する
。原子炉容器１内への冷却水の供給によって、第２図（
ｃ）に示すように原子炉容器１内の水位が回復し、水位
が上昇管１２の下端より高くなると、上昇管１２を通し
ての蓄水タンクｌｌ内への蒸気流入がなくなるため、注
水管１３全通しての原子炉容器１内への冷却水の供給も
自動的に停止されるが、この時、蓄水タンク１１内の冷
却水は高温化されている。このため、蓄水タンク１１内
の冷却水は冷却器１４によって冷却され。

注水管１３内の冷却水は放熱器１５によって冷却され、
低温化した冷却水は密度が大きくなって下降するの【対
し、上昇管１２内の冷却水は放熱器が設けられていない
ため温度が高く密度が小さいことにより上昇し、原子炉
容器１．上昇管１２゜蓄水タンク１１．注水管１３及び
原子炉容器１を循環する自然循環が確立される。この自
然循環と冷却器１４及び放熱器１５における放熱によっ
て長期的な炉心冷却を行う。以下、熱出力が６００ＭＷ
の自然循環型原子炉に本発明を適用した場合を例にとっ
て、長期的な炉心冷却時における動作を説明する。冷却
材喪失事故が起こり炉心２がスクラムした後５分後には
、炉心２の出力は通常運転時の３％以下に下がる。本発
明は安全系であるため、単一故障を想定して、蓄水器１
１は２台設ける。従って、冷却器１４は１台当り９ＭＷ
の能力があればよい。上昇管１２及び注水管１３の高さ
を５ｍ、内径をＯ，ｌ　ｍとし、自然循環力が最も小さ
くなる大気圧条件で自然循環量を評価すると。

循環流量は０．１Ｋｆ／Ｓとなるが、この値は炉心２で
崩壊熱により発生する熱を除去するのに十分な値である
。なお、冷却器１４はポンプで駆動する形式のものでも
よいが、ヒートパイプを用いてもよく、この場合には可
動部のない冷却系を実現することができる。このように
１本実施例によれば。

可動部がないため冷却材喪失事故時における作動の信頼
性が鳥〈なり、また、冷却水の供給による短期的な炉心
冷却と自然循環及び放熱による長期的な炉心冷却を１つ
の装置で兼ねることができる効果がある。

本発明の他の実施例を第３図に示す。第１図と同一の部
分は同一の符号で示す。本実施例と第１図で示した実施
例との相違点は、蓄水タンク１１内に仕切板１６を設置
し仕切板１６に貫通孔１７を設けた点と、上昇管１２の
下端を炉心２の上部に設定し下降管１３の下端を上昇管
１２の下端より低く設定した点である。通常運転時には
、蓄水タンク１１．上昇管１２及び注水管１３内の冷却
水が低温に保たれ、冷却器１４及び放熱器１５が作動し
ない点は第１図で示した実施例と同様である。計装配管
などの破断により原子炉容器１内の水位が低下する場合
には、水位が上昇管１２の下端よシ低下すると、第２図
の（２）で示した原理により蓄水タンク１１内の冷却水
が原子炉容器ｌ内へ供給され、水位は再び上昇する。こ
のとき、上昇管１２の下端は、炉心２の上部より上にあ
るため。

炉心２が露出することはない。このとき、上昇管１２を
通して蓄水タンクｌｌ内へ蒸気が流入したため、蓄水タ
ンクｌｌ内の冷却水は高温化されている。このため、蓄
水タンク１１内の冷却水は冷却器１４によって冷却され
、注水管１３内の冷却水は放熱器１５によって冷却され
、低温化した冷却水は密度が大きくなって下降するのに
対し、上昇管１２内の冷却水は放熱器１５が設けられて
いないため温度が高く密度が小さいことにより上昇し、
原子炉容器１．上昇管１２．蓄水タンク１１注水管１３
及び原子炉容器１を循環する自然循環゛・が確立される
。このとき１本実施例では蓄水タンク１１内に仕切板１
６が設けられているため、仕切板１６の上昇管１２側で
は冷却水の温度が高く低密度、仕切板１６の放熱器１４
側では冷却水の温度が低く高密度となっており、この密
度差により自然循環がさらに促進される。この仕切板１
６の働きｔ−第４図により説明する。第４図（２）に示
すように、蓄水タンク１１内の水位が仕切板１６の上端
より高い場合には、冷却水は仕切板１６の上昇管１２側
から、仕切板１６の上を通って、仕切板１６の冷却器１
４側へ流入する。蓄水タンク１１内の冷却水が注水管１
３を通して第３図に示した原子炉容器ｌに注入されると
蓄水タンク１１内の水位が低下するが、第４図［Ｆ］に
示すように水位が仕切板１６の上端より低くなった場合
でも。

仕切板１６には貫通孔１７が設けられているため。

自然循環が確保される。なお、この貫通孔１７の形状は
、上昇管１２側から冷却器１４への順流に対して流動抵
抗が小さくなるように、第５図囚に示すように順流に対
し末広がりのテーパ形状か、第５図［Ｆ］に示すように
順流に対し末広がりのラバール形状とすることが望まし
い。また１本実施例では、炉心２で加熱された高温水を
上昇管１２を通して蓄水タンク１１に導き冷却器１４に
より直接冷却することができるため、冷却効率が向上す
る。さらに、炉心２上部の冷却水を蓄水タンク１１を介
してダウンカマ領域４に導いているため。

原子炉容器１内の自然循環が促進される。このように、
本実施例によれば、冷却材喪失事故時における冷却効率
が向上し、原子炉容器ｌ内の自然循環が促進される効果
がある。

第６図は本発明のさらに他の実施例を示す縦断面図であ
る。本実施例の特徴は、第１０及び第３図に示した実施
例において、上昇管１２を注水管１３の内部に設けたこ
と、及び上昇管１２の上端を蓄水タンクｌｌ内に挿入し
たことである。上昇管１２ｆｔ注水管１３の内部に設け
ることにより。

上昇管１２の配管破断を考慮する必要がなく、また、上
昇管１２及び注水管１３と原子炉容器１との接合部が１
ケ所となるため、安全設備全体としての信頼性が向上す
る。なお、長期的な炉心冷却を行なう自然循環時に上昇
管１２内の高温冷却水と注水管１３内の低温冷却水が熱
交換すると高温冷却水と低温冷却水の密度差が減少し、
自然循環力が低下するため、上昇Ｗ１２と注水管１３の
間に１は断熱壁１８を設け、自然循環力の低下を防止す
る。上昇Ｗｌ　２の上端を蓄水タンクｌｌ内に挿入する
ことによシ、原子炉容器鳳内の水位が上昇管１２の下端
エリ低くなり蒸気が上昇管１２を通って蓄水タンク１１
に流入する際に、＃ｉ水タンクＩｔ内の低温冷却水によ
る蒸気の凝縮を減少せしめ、原子炉容器ｌ内の圧力と蓄
水タンクｌｌ内の圧力が均圧化するのを促進し、蓄水タ
ンクｌｌ内の冷却水が注水管１３ｔｌ−通って原子炉容
器１内に供給されるまでの時間を短縮する。なお、蓄水
タンクｌｌ内の水位が上昇管１２の上端より低下しても
長期的な炉心冷却時の自然循環が阻害されないように、
上昇管１２の上部には貫通孔１９を設ける。このような
、上昇管１２の上端の蓄水タンクｌｌ内への挿入による
冷却水注入開始までの時間短縮は、第１図及び第３図の
実施例にも適用可能である。本実施例によれば、第１図
及び第３図の実施例と同様（、可動部がないため作動の
信頼性が高く、かつ、冷却水注入による短期的な炉心冷
却と自然循環による長期的な炉心冷却とを兼用できる効
果がある他に、上昇管を注水管内に設けることにより配
管の破断想定ケ所が少なくなり。

また、上昇管の上端を蓄水タンク内に挿入することによ
シ冷却水注入開始までの時間を短縮できる効果がある。

第７図は、＠６図に示した実施列における上昇管１２と
注水管１３の間に設けた断熱壁１８の部分詳細（ｇであ
る。注水管１３は溶接によって原子炉容器ＩＫ取り付け
られている。断熱壁１８の材料としては、熱伝達率の低
いガラスウールを用いてもよいし、熱伝達率の低い不活
性ガスである窒素を充てんしてもよい。

第８図は本発明のさらに他の実施例を示す縦断面図であ
る。本実施例の特徴は、第１図もしくけ第３図に示した
実施例において、原子炉容器１内の圧力検出器２３及び
上昇管１２に加熱器２０を設けたことである。なお、２
４は原子炉容器１内の圧力上限値設定器、２２はリレー
、２１け加熱３２０用の電源である。第１図及びＩ４３
図に示した実施例においては、原子炉容器ｌ内の水位が
低下するような事故を考慮した。しかし、例えば。

熱交換器６が故障し、炉心２で発生した熱を除去できな
くなると、原子炉容器１内の圧力が上昇し。

この圧力の異常上昇を検出して制御棒５が炉心２に挿入
され原子炉は停止する。この場合には、原子炉容器１か
らの冷却材の流出がないため水位は低下しないが、水位
が低下するような事故の場合と同様に、長期的な炉心２
の冷却が必要となる。

そこで、この圧力の異常上昇を圧力検出器２３で検出し
、圧力上限値設定器２４にあらかじめ設定された値より
高圧力になるとリレー２２を入力し。

電［２１ｔ−介して加熱器２０ｔ−作動する。この圧力
上限値設定器２４には原子炉停止圧力と同じ値を設定す
ればよい、加熱器２０が作動すると、第９図［有］に示
すように上昇管１２内の冷却水が加熱。

昇温され密度が小さくなるため蓄水タンク１１へと上昇
し、これにつれて原子炉容器ｌ内の高温冷却水が上昇管
１２内に流入してくる、一方、注水管１３内の冷却水は
低温のままであり密度が大きいため下降し原子炉容器１
内に流入する。このようにして、第９図■に示すように
、原子炉容器ｌから、上昇管１２．蓄水タンク１１．注
水管１３を通って原子炉容器１にもどる自然循環が確立
される。自然循環が確立されてくると蓄水タンク１１内
の温度が上昇するが、冷却器１４及び放熱器１５による
放熱で冷却水は低温となって原子炉容器ｌにもどる。加
熱器２０は、上昇管１２内の冷却水温度と注水管１３内
の冷却水温度を相違させ、密度水頭による圧力バランス
をくずすのみでよく、いわば自然循環の起動源にすぎな
い。したがって、加熱器２０の容量は小さくてよい。こ
の容量を増加しても、自然循環が確立されるまでの時間
が短縮されるのみである。一旦、自然循環が確立された
後には、加熱器２０による上昇管１２内の冷却水の加熱
は不要である７本実施例【よれば、原子炉容器内の水位
が低下するような事故ばかりでなく、原子炉容器内の圧
力が異常上昇するような事故に対しても長期的な炉心冷
却が実現できる、 なお、ＩＪＣ子炉容器ｌは圧力容器であシ、圧力容器に
は圧力の異常上昇時に作動する安全弁が設けて２ちる。

したがって、安全弁からの冷却材の流出により水位が低
下し、第１図及び第３図の実施例で示したごとく、この
水位低下金起因として自然Ｗｉ項を確立することもでき
る。しかし１本実施例のように、圧力の異常上昇を早期
に検出し、安全弁を作動させることなく炉心を冷却する
ことにより１．原子炉システムの信頼性を飛躍的に向上
することができる。

〔発明の効果〕

本発明によれば、弁及びポンプなどの可動部がないため
１作動の信頼性が高い非常用炉心冷却袋ａを実現できる
。また、原子炉容器内の水位が低下すると重力落下によ
り自動的に冷却水を供給でき短期的な炉心冷却が可能で
ある他、冷却水の供給で原子炉容器内の水位が回復した
後には自然循環が確立され長期的な炉心冷却も可能であ
る。

上述したように、非常用炉心冷却装置の信頼性を高め、
短期的な炉心冷却と長期的な炉心冷却の両機能を有する
ことにより、原子炉安全設備の系統数を大幅に削減する
ことが可能となる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例を示す縦断面図、第２図は第
１図の実施例の作動経過を示す説明図。 第３図は本発明の他の実施例を示す縦断面図、第４図及
び８ｇ５図は第３図の実施例の部分詳細縦断面図、第６
図は本発明のさらに他の実施例を示す縦断面図、第７図
は第６図の実施例の部分詳細断面図、第８図は本発明の
他の実施例を示す縦断面図、第９図は第８図の実施例の
作動経過を示す説明図。 １・・・原子炉容器、２・・・炉心、ｌｌ・・・蓄水タ
ンク。 １２・・・上昇管、１３・・・注水管、１４・・・冷却
器。 １５・・・放熱器、１６・・・仕切板、１７・・・貫通
孔。 １８・・・断熱壁、１９・・・貫通孔、２０・・・加熱
器。 膠を犯 番５　回 （ｉｌｌ）　　　　　　　　　　（［５）Ｉ 寮Ｌ　の ＃πの Ａ／４１杵面国　　　　　　　　　Ｂ飄竹面国参３０

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、原子炉の非常用炉心冷却装置において、蓄水タンク
   を炉心より上方に設け、前記蓄水タンクと原子炉容器を
   上昇管及び注水管で連結し、前記上昇管の下端を前記注
   水管の下端より高くしたことを特徴とする非常用炉心冷
   却装置。 ２、前記蓄水タンクに冷却器を内蔵し、前記注水管に放
   熱器を具備した特許請求の範囲第１項記載の非常用炉心
   冷却装置。 ３、前記上昇管をシュラウド内側の炉心上方に連結し、
   前記注水管をシュラウド外側のダウンカマ領域に連結し
   た特許請求の範囲第２項記載の非常用炉心冷却装置。 ４、原子炉容器内の圧力検出器を設け、前記上昇管に加
   熱器を設け、前記圧力検出器により原子力容器内の圧力
   の異常上昇を検出した際に、前記加熱器により前記上昇
   管内の冷却材を加熱、昇温する特許請求の範囲第２項記
   載の非常用炉心冷却装置。