JPS62217193A

JPS62217193A - 非常用炉心冷却装置

Info

Publication number: JPS62217193A
Application number: JP61059169A
Authority: JP
Inventors: 山成　省三; 堀内　哲男; 富永　研司; 廣後藤; 三浦　聡志
Original assignee: Hitachi Engineering Co Ltd; Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Engineering Co Ltd; Hitachi Ltd
Priority date: 1986-03-19
Filing date: 1986-03-19
Publication date: 1987-09-24
Anticipated expiration: 2011-01-31
Also published as: US4808369A; EP0238079A3; EP0238079A2; EP0238079B1; JPH0810264B2; DE3774307D1; EP0238079B2

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】［産業上の利用分野コ本発明は、非常用炉心冷却装置に係り、特に高圧系及び
低圧系を有する非常用炉心冷却装置に関する。

［従来の技術］従来の沸騰水型原子カプラントの非常用炉心冷却装置は
、日立レビュー″″カレント　ステータスオブアドパン
スト　ボイリング　ウォーターＴＪ７’）’ｌ−（ＡＢ
ＷＲ）”　（１９８４年１０月、Ｖｏｌ、３３−４６）
　２９９頁〜３０６頁で論じられている。

第５図は、日立レビューの３００頁から引用した非常用
炉心冷却装置の系統概略を示す６従来の非常用炉心冷却
装置は、２系統の高圧炉心スプレィ装置！（以後、ＨＰ
Ｃ５装置という）４０Ａ及び４０Ｂ、ｌ系統の高圧注水
装置（以後、ＨＰＣＩ装置という）４１．３系統の低圧
炉心冠水装置！（以後、ＬＰＦＬ装置という）４２Ａ、
４２Ｂ及び４２Ｃを有している。上記した各々のＨＰＣ
８装置及びＬＰＦＬＶｉ置は、モータ駆動のポンプを有
している。Ｉ　Ｐ　ＣＩ装置は、タービン駆動のポンプ
を有している。各ＬＰＦＬ装置は、残留熱除去系（ＲＨ
Ｒ）として機能する熱交換器（冷却器）４３を有してい
る。

原子炉圧力容器７内にある炉心９を取囲む炉心シュラウ
ド８内の上部に、炉心スプレィヘッダ２１が設けられる
。この炉心スプレィヘッダ２１は、ＨＰＣ５装置４０Ａ
及び４０Ｂに接続されている。ＨＰＣＳ装置４０Ａ及び
４０１３の駆動により圧力抑制室３内の冷却水４が、炉
心スプレィヘッダ２１から炉心９にスプレィされる。Ｌ
ＰＦＬ装置１ｉ４２Ａ及び４２Ｂの駆動により冷却水４
が原子炉圧力容器７内で炉心シュラウド８の外側に注入
される。ＬＰＦＬ装置４２Ｇ及びＨＰＣＩ装置４１の駆
動により冷却水４は、給水配管１３Ａ及び１３Ｂを介し
て原子炉圧力容器７内に供給される。

従来の非常用炉心冷却装置は、常駆動電源消失時のため
に非常用電源として３台のディーゼル発電機を有してい
る。各々のＨＰＣ５装匝及びＬＰＦＬ装置のポンプは、
これらのディーゼル発電機にて駆動される。従来の非常
用炉心冷却装置は、ＨＦＯ２装［４０Ａ及びＬＰＦＬ装
置４２Ａを有する第１区分、ＨＰＣ８装ｇＬ４０Ｂ及び
ＬＰＦＬ装置１Ｅ４２Ｂを含む第■区分、及びＨＰＣＩ
Ｉｕｌｉ！４１及びＬＰＦＬ装［４２Ｇを有する第■区
分の３区分に区分けされている。各々の区分毎に１台の
ディーゼル発電機が割当てられている。

［発明が解決しようとする問題点］非常用炉心冷却装置は、高信頼性を要するので必要最小
限の容量で最大の効果を引出すことが要求され、特に経
済性及び性能の向上が追求されてきた。

発明者等が、従来の非常用炉心冷却装置の特性を検討し
たＭ果、ＨＰｃｓ配管ｃｌｌｐｃｓ’！４置の配管）の
破断を想定した時に原子炉水位が炉心の有効発熱部を若
干下廻る可能性のあることを見出した。

この検討内容を以下に説明する。

第３図に従来の非常用炉心冷却装置においてＨＰＣ５配
管破断を想定した場合の原子炉水位変化を破線にて示す
。

ＨＰＣ８配管が破断した場合、ｉ子炉が自動的にスクラ
ム、隔離されるが、原子炉圧力容器７内の冷却水がＨＰ
Ｃ８配管の破断口から流出するので原子炉水位が下がり
始める。原子炉水位が低下すると、先ず高圧非常用炉心
冷却装置が自動的に作動する（ＨＰＣｆ作動４８）、Ｌ
、かじ、第１区分に属するＨＰＣ５装置４ＯＡの配管が
破断した場合を想定し、第■区分のディーゼル発電機の
単一故障を仮定すると高圧非常用炉心冷却装置としては
ＲＰ　ＣＩ装［４１が作動可能な系統となる。

従って１系統のみの高圧非常用炉心冷却装置が作動しく
ＨＰＣＩ作動１８）、さらにその後自動減圧系（ＡＤＳ
）が作動する（ＡＤＳ作動４９）ので、原子炉圧力容器
７内の冷却水が減圧沸騰して一時的に原子炉水位が回復
する。しかし、その後また原子炉水位は低下する。

ＡＤＳ作動４９によって原子炉圧力容器７内の圧力が所
定値まで下がると、今度は低圧非常用炉心冷却装置であ
るＬＰＦＬ装置ＥＣＣ８が作動する（Ｌ　Ｐ　Ｆ　Ｌ作
動２０）。その結果、原子炉水位が上昇して来る。前述
の動作可能なこの時の低圧非常用炉心冷却装置は第１区
分及び第■区分のＬＰＦＬ装置４２Ａ及び４２Ｂの２系
統となる。

９の有効発熱部をわずかに下廻る。しかしながら。

原子炉の健全性には全ったく問題ない。

第４図の破線は、従来の非常用炉心冷却装置に於いて低
圧非常用炉心冷却装置であるＬＰＦＬ装置の配管破断を
想定した場合の原子炉水位の変化を示している。

ＬＰＦＬ装置の配管が破断した場合、Ｓ子炉が自動的に
スクラムされるとともに隔離され、原子炉圧力容器７内
の冷却水が配管の破断口から流出する。ＨＰＣ８装置の
原子炉圧力容器７内における注水口の位置がＬＰＦＬ装
置のその注水口の位置よりも低いので、原子炉水位が破
断したＬＰＦＬ装置の注水口のレベル以下となるまでの
時間が短かく前述の注水口が蒸気中に露出する時間が早
、くなるので、原子炉圧力容器７の減圧が早くなる。こ
のため減圧沸騰による原子炉水位上昇が早期に開始され
原子炉水位下降開始は遅くなっている。原子炉水位下降
が遅いためにＨＰＣ５装置の作動（ＨＰ　ＣＳ作動５０
）開始時間も遅れる。

しかし、原子炉圧力容器７内の圧力が早く低下するため
に、ＨＰＣ３装置作動開始後における原子炉圧力容器７
への冷却水の注入流量は多くなる。

結局、第３図に示すＨＰＣ８装置の配管破断時における
原子炉水位よりも高く維持される。

第３図及び第４図から解かる様に、従来の非常用炉心冷
却装置においてはＨＰＣ８配管破断想定時の原子炉水位
の低下が大きくなり、ＨＰＣ５配管破断事故が原子炉に
とって最も厳しい事故となる可能性がある。

従来の非常用炉心冷却装置は、現在の原子カプラントの
中で最も安全性能が高く原子カプラントの健全性を保持
するものである。その特徴は各区分全てに高圧非常用炉
心冷却装置を配し、かつ原子炉圧力容器７が高圧時から
低圧時まで全ての領域で炉心露出時の炉心冷却を確保で
きる様に、高圧非常用炉心冷却装置に炉心スプレィ機能
を持たせてＨＰＣ５装置を２系統としている点にある。

以上の様に従来の非常用炉心冷却装置は、十分なプラン
トの安全性を確保しているが、いかなる事故を想定して
も原子炉水位が炉心の有効発熱部を下廻らない原子カプ
ラントが最も望ましく、完壁なる安全性確保の観点から
より原子炉炉心冷却能力のすぐれた非常用炉心冷却装置
開発が期待されていた。

さらに従来の非常用炉心冷却装置は、低圧非常用炉心冷
却装置、すなわちＬＰＦＬ装［４２Ａ〜４２Ｇに設けら
れている熱交換器４３は、前述の如く残留熱除去系とし
て機能する。通常の原子炉停止時において、炉心の冷却
を行うために炉心シュラウドの外側であって原子炉圧力
容器内の冷却水を熱交換器４３に供給して冷却した後、
炉心シュラウドの外側であって原子炉圧力容器内に戻し
ている。しかし、熱交換器４３への冷却水取出口と熱交
換器から吐出した冷却水の原子炉圧力容器への吐出口が
近くに配置されているので、冷却水の冷却効率を向上さ
せるために、大きな容量の熱交換器４３を用いている。

本発明の目的は、非常用炉心冷却装置のいかなる配管破
断事故が生じても炉心の有効発熱部が露出しない非常用
炉心冷却装置を提供することにある。

本発明の他の目的は、通常の原子炉停止時における炉心
の冷却をコンパクトな冷却器で行える非常用炉心冷却装
置を提供することにある。

［問題点を解決するための手段］上記目的は、原子炉容器内に冷却材を供給する複数の高
圧非常用炉心冷却装置の原子炉容器内における冷却材放
出口のレベルを、原子炉容器内に冷却材を供給する複数
の低圧非常用炉心冷却装置の原子炉容器内における冷却
材放出口のレベルよリも高くすることによって達成され
る。

また上記の他の目的は、低圧非常用炉心冷却装置のスプ
レィノズルを炉心上方であって炉心を取囲むシュラウド
内に設置し、低圧非常用炉心冷却装置に設けられた冷却
手段に、シュラウドの外側で原子炉容器内の冷却材を通
常の原子炉停止時に供給する手段を設けることによって
達成できる。

［作用］高圧非常用炉心冷却装置の原子炉容器内における冷却材
放出口位置を低圧非常用炉心冷却装置の原子炉における
冷却材放出容器内管口位置よりも高くすることにより、
配管破断条件として原子炉水位確保の点で厳しい低い位
置での配管破断（低圧非常用炉心冷却装置の配管破断）
に対し、原子炉減圧前の早い時点から高圧非常用炉心冷
却装置によって有効に炉心冷却ができる。また、高い位
置での配管破断（高圧非常用炉心冷却装置の配管破断）
に対しては、原子炉内水量が多く残留しており、しかも
原子炉水位が高圧非常用炉心冷却装置の冷却材放出口以
下に低下する時間が早くて蒸気放出による原子炉減圧が
早まるので、残りの高圧非常用炉心冷却装置による冷却
材注入流量の増大及び低圧非常用炉心冷却装置による冷
却材の早期注入開始が期待できる。これにより原子炉水
位低下が抑制される。

さらに、炉心スプレィ機能を低圧非常用炉心冷却装置に
持たせ、これに原子炉シュラウド外側又は原子炉下方か
ら低圧非常用炉心冷却装置の冷却手段に原子炉容器内の
冷却材を供給するので１通常の原子炉停止時に際し、冷
却手段で冷却された冷却材が炉心を必ず通り確実に炉心
を冷却できる。

また、必ず炉心を通った高温の冷却材が低圧非常用炉心
冷却装置の冷却手段に供給されるので、上記冷却手段の
効率が向上し、上記冷却手段の容量が低減できる。

［実施例］沸騰水型原子炉に適用した本発明の好適な一実施例であ
る非常用炉心冷却装置を第１図及び第２図に基づいて説
明する。

まず最初に原子炉格納容器内の構造を説明する。

原子炉格納容器１は、ドライウェル２及び冷却水４が充
填された圧力抑制室３を有している。原子炉圧力容器７
は、ドライウェル２内に配置されてペデスタル５に設置
される。圧力抑制室３は、ペデスタル５の周囲を取囲ん
でいる。ベント通路′６がペデスタル５内に設けられる
。ベント通路６の上端はドライウェル２に開口しており
、ベント通路６の下端部は圧力抑制室３内の冷却水４中
に開口している。

炉心９は、原子炉圧力容器７内に設けられた炉心シュラ
ウド８内に配置されている。炉心９に冷却水を供給する
インターナルポンプ１ｏが、原子炉圧力容器ｌの下部に
設置される。

原子炉圧力容器７内で炉心シュラウド８の外側に形成さ
れる上部プレナム１１内の冷却水が、インターナルポン
プ１０の駆動により炉心９に供給される。この冷却水は
、炉心９にて加熱されて蒸気となる。蒸気は主蒸気管１
２にて原子炉圧力容器７から図示されていないタービン
に送られる。

タービンから排出された蒸気は、復水器（図示せず）に
て凝縮されて水となり、給水配管１３Ａ及び１３Ｂにて
再び原子炉圧力容器７内の上部プレナム１１に供給され
る。

上記のように構成された沸騰水型原子炉は、非常用炉心
冷却装置として、２系統の高圧炉心冠水装置（以後、Ｈ
ＰＦＬ装置という）１４Ａ及び１４Ｂ、２系統の低圧炉
心スプレィ装置（以後、ＬＰＣ５装置という）１７Ａ及
び１７Ｂ、ｌ系統のＨＰＣＩ装置２７及び１系統の低圧
炉心冠水装置（以後、ＬＰＦＬ装置という）３０を有し
ている。ＨＰＦＬ＠１ｉｔ１４Ａ及び１４Ｂ及びＨＰ　
ＣＩ装置２７が高圧非常用炉心冷却装置であり、ＬＰＣ
３装置１７Ａ及び１７及びＬ　Ｐ　Ｆ　ＬＭＭ２Ｏ３低
圧非常用炉心冷却装置である。

ＨＰ　Ｆ　Ｌ装置１４Ａは、圧力抑制室３と原子炉圧力
容器７を連絡するＨＰＦＬ配管１５Ａと。

ＨＰＦＬ配管１５Ａに設けられたｆ（Ｐ　Ｆ　Ｌポンプ
１６Ａとを有している。）Ｉ　Ｐ　Ｆ　Ｌ装置１４Ｂも
、ＨＰＦＬ装置１４Ａと同様にトＩＰＦＬ配管１５Ａ及
びＨＰＦＬポンプ１６Ａを有している。

）Ｉ　Ｐ　Ｆ　Ｌ配管＋５Ａ及び］５Ｂは、上部プレナ
ム１１に開口している。

ＬＰＣ５装置１７Ａは、圧力抑制袋口３と原子炉圧力容
器７内に設けられた炉心スプレィヘッダ２１とを連絡す
るＬＰＣ３配管１８Ａと。

ＬＰＣ３配管１８Ａ＆こ設けられたＬＰＣＳポンプ１９
Ａと、ＬＰＣＳポンプ１９Ａの下流側でＬＰＣ３配管１
８Ａに設けられた熱交換器２０Ａとから構成されている
。炉心スプレィヘッダ２１は、炉心シュラウド８内で炉
心９の上方に配置されている。ＬＰＣ３配管１８Ａは、
原子炉圧力容器７及び炉心シュラウド８を貫通して炉心
スプレィヘッダ２１に接続される。ＬＰＣ３装置１７Ｂ
も、ＬＰＣ５装置１７Ａと同様にＬＰＣ８配管１８Ｂ、
ＬＰＣＳポンプ１９Ｂ及び熱交換器２０Ｂからなってい
る。熱交換器２０Ａ及び２０Ｂは、冷却器である。上部
プレナム１１に連絡されている吸込配管２６Ａ及び２６
Ｂは、それぞれバルブ３３Ａ及び３３Ｂを介してＬＰＣ
Ｓポンプ１９Ａ及び１９Ｂの上流側でＬＰＣ３配管１８
Ａ及び１８Ｂに接続される。

スプレィヘッダ２２Ａ及び２２Ｂが、圧力抑制室３内の
上部に設置される。スプレィへラダ２２Ａ及び２２Ｂは
、配管２３Ａ及び２３Ｂにて熱交換器２ＯＡ及び２０Ｂ
の下流側でＬＰＣ５配管１８Ａ及び１８Ｂにそれぞれ接
続される。ドライウェル２内の上部に設置されたスプレ
ィヘッダ２４Ａ及び２４Ｂは、配管２５Ａ及び２５Ｂに
よってＬＰＣ３配管１８Δ及び１８Ｂにそれぞれ接続さ
れる。

１（ＰＣＩ装＠２７は、圧力抑制室３と給水配管１３Ｂ
とを接続するＨＰＣＩ配管２８、及びＨＰＣＩ配管２８
に設けられるＨＰＣＩポンプ２９を有している。ＨＰＣ
Ｉポンプは、原子炉圧力容器７内の蒸気を導くことによ
り駆動されるタービンに連結されているポンプである。

ＬＰＦＬ装置３０は、圧力抑制室３と給水配管１３Ａと
を連絡するＬＰＦＬ配管３５．ＬＰＦＬ配管３５に設け
られたＬＰＦＬポンプ３１、及びＬＰＦＬポンプ３１の
下流側でＬＰＦＬ配管３５に設けられた熱交換器３２を
有している。熱交換″ｒＩ３２は。

冷却器である。

ＨＰＦＬ配管１５Ａ及び１５Ｂの上部プレナムｌｌ内で
の冷却水放出口の位置は、ＬＰＣ：Ｓ装置１７Ａ及び１
７Ｂの原子炉圧力容器７内における冷却水放出口である
炉心スプレィヘッダ２１の位置よりも高くなっている。

ＨＰＣＩ装置２７の原子炉圧力容器７内における冷却水
放出口である給水ヘッダの位置も、炉心スプレィヘッダ
２１の位置よりも高くなっている。

非常用炉心冷却装置は、常駆動用の電源が消失したとし
ても機能が発揮できるように非常用電源として３台のデ
ィーゼル発？！！機を有している。

ＨＰＦＬ装置１４Ａ及びＬＰＣ３装置１７Ａの各ポンプ
Ｌ６Ａ及び１９Ａは、Ｎα１のディーゼル発電機にて駆
動できるようになっている。Ｎα２のディーゼル発電機
は、ｌ−Ｉ　Ｐ　Ｆ　Ｌ装置１４１３及びＬＰＣ８装置
１７１３の各ポンプ１６Ｂ及び１９Ｂを駆動する。ＬＰ
ＦＬ装置３０のポンプ３１は、残りのＮＱ　３のディー
ゼル発電機にて駆動される。

非常用炉心冷却装置は、３台の非常用のディーゼル発電
機との関係で第２図に示すように３区分に区分けされて
いる６すなわち、第１区分にはＨＰＦＬ装置１４Ａ及び
ＬＰＣＳ装置１７Ａが含まれ、第■区分にＨＰＦＬ装置
１４Ｂ及びＬＰＣ８装置１７Ｂが含まれ、さらに第■区
分はＨＰＣＩ装［ｉ！２７及びＬＰＦＬ装置３０を含ん
でいる。

配管破断事故が生じた場合、ＨＰＦＬ装置１４Ａ及び１
４Ｂは、原子炉圧力容器７内の圧力が高い事故直後から
ＨＰＦＬポンプ１６Ａ及び１６Ｂの駆動により圧力抑制
室３内の冷却水４を上部プレナム１１内に注入する。Ｈ
ＰＣＩ装置２７及びＬＰＦＬ装匝３０もＨＰＣＩポンプ
２９及びＬＰＦＬポンプ３１の駆動しこより、配管破断
事故時に圧力抑制室３内の冷却水４を給水配管１．３１
３及び１３Δを介して上部プレナム１１内に注入する。

各々の装置にて上部プレナムｌｌ内に注入された冷却水
４は、原子炉圧力容器７と炉心シュラウド８との間の環
状間隙を下降し、炉心９下方の下部プレナム３６に達す
る。そして、やがて炉心９の冷却に寄与する。

ＬＰＣ５９置１７Ａ及び１７Ｂは、原子炉圧力容器７に
接続される配管に破断が生じた緊急時において、前記Ｈ
Ｐ　Ｆ　Ｌの作動に続いて原子炉圧力容器７内の圧力が
所定の圧力まで低下した後に圧力抑制室３内の冷却水を
ＬＰＣＳポンプ１９Ａ及び１９Ｂの駆動によりＬ　Ｐ　
ＣＳ配管１８Δ及び１８Ｂを介して炉心スプレィへラダ
２１に供給する。この冷却水４は、炉心スプレィへラダ
２１に設けられたスプレィノズル（図示せず）からシュ
ラウド８内で炉心９に向って放出されるにの時、バルブ
３４Ａ及び３４Ｂが開いており、バルブ３３Ａ及び３３
Ｂは閉じている。冷却水４は、ＬＰＣ３配管１８Ａ及び
１８Ｂ内を流れる間に。

熱交換器２ＯＡ及び２０Ｂにて冷却される。熱交換器２
ＯＡ及び２０１３にて冷却された冷却水４は。

上記緊急時において炉心スプレィヘッダ２１から炉心８
にスプレィされるだけでなく、必要に応じて弁（図示せ
ず）の切換操作によりスプレィヘッダ２２Ａ及び２２Ｂ
から圧力抑制室３内にまたスプレィヘッダ２４Ａ及び２
４Ｂからドライウェル２内にスプレィすることもできる
。

配管破断した緊急時に、前述の高圧及び低圧非常用炉心
冷却装置が作動する場合には、原子炉は緊急停止される
。

ＨＰ　Ｆ　Ｌ装置及びｌ（Ｐ　ＣＩ装置は破断事故時に
おいて原子炉圧力容器７内の圧力が高圧の時から作動し
、ＬＰＣ５装置及びＬＰＦＬ装置は原子炉圧力容器７内
の圧力が低いある値以下に低下した時に作動する。

ＬＰＧＳ装置１７Ａ及び１７Ｂは、上記緊急時における
原子炉停止時だけでなく原子がプラントの保守点検及び
燃料交換等のための通常の原子炉停止時（停止期間中）
においても機能する。通常の原子炉停止時においては、
バルブ３３Ａ及び３３Ｂが開き、バルブ３４Δ及び３４
Ｂ、及び図示されていないが配管２３Ａ、２３Ｂ、２５
Ａ及び２５Ｂにそれぞれ設けられているバルブが閉じら
れる。この状態でＬＰＣＳポンプ１９Ａ及び１９Ｂが駆
動する。上部プレナム１１の高温の冷却水は、吸込配管
２６Ａ及びＬＰＣ３配管１８Ａを経て熱交換器２０Ａに
、及び吸込配管２６Ｂ及びＬＰＣＳ配管１８Ｂを経て熱
交換器２０Ｂにそれぞれ供給され、各々の熱交換器で冷
却される。

熱交換器２０Ａ及び２０Ｂにて冷却された冷却水は、Ｌ
ＰＣＳ配管１８Ａ及び１８Ｂにて炉心スプレィヘッダ２
１に導かれ、炉心スプレィヘッダ２１よりシュラウド８
内で炉心９上方に放出される。放出された低温の冷却水
は、炉心９を冷却しながら下降する。冷却水は、炉心９
を下降する間に昇温する。昇温した冷却水は、下部プレ
ナム３６を経て、原子炉圧力容器７と炉心シュラウド８
との間に形成される環状間隙（上部プレナム１１の一部
）内を上昇し、吸込配管２６Ａ及び２６Ｂ内に再び流入
する。

このように、通常の原子炉停止時において、原子炉圧力
容器７内の冷却水は、上部プレナム１１゜吸込配管２６
Δ、ＬＰＣＳポンプ１９Ａ、熱交換器２ＯＡ、炉心スプ
レィヘッダ２１、炉心９、下部プレナム３６及び上部プ
レナム１１（及び上部プレナム１１．吸込配管２６Ｂ、
ＬＰＣＳポンプ１９Ｂ、熱交換器２０Ｂ、炉心スプレィ
ヘッダ２１、炉心９．下部プレナム３６及び上部プレナ
ム１１）を結ぶ閉ループ内を循環する。従って、熱交換
器２ＯＡ及び２０Ｂにて冷却された冷却水が必らず炉心
９に導かれ、炉心９を通った冷却水が熱交換器２ＯＡ及
び２０Ｂに導かれるので、通常の原子炉停止後の長期に
わたって炉心９を効率良く冷却することが可能になる。

しかも、炉心９から吐出された高温の冷却水を熱交換器
２０Ａ及び２０Ｂに導くので、熱交換器２０Ａ及び２０
Ｂの冷却効率を向上でき、各々の熱交換器をコンパクト
にできる。

吸込配管２６Ａ及び２６Ｂは、上部プレナム１１ではな
く下部プレナム３６に直接連絡されるように原子炉圧力
容器７の底部に接続してもよい。

第１区分に属するＨ　Ｐ　Ｆ　Ｌ配管１５Ａが破断した
場合を想定し、第■区分のディーゼル発電機の単一故障
を仮定すると、高圧非常用炉心冷却装置としてはＩ−Ｉ
　Ｐ　ＣＩ装置２７が作動可能な系統となる。

この様な条件下でのＩ−Ｉ　Ｐ　Ｆ　Ｌ配管１５Ａの破
断事故後における原子炉水位の変化を第４図の実線で示
す。

第４図は比較のために、同一レベルである前述の従来例
のＬＰＦＬ装置の配管破断時における原子炉水位−化を
破線で示している。

本実施例（実線）は、上記の条件下で、従来例のＬＰＦ
Ｌ装置の配管破断時における原子炉水位（破線）に比べ
て高圧非常用炉心冷却装置の作動系統数が少ないために
（従来例＝２２系統本実施例：１系統）高圧非常用炉心
冷却装置が作動する原子炉水位より低い原子炉水位で作
動する自動減圧系（ＡＤＳ）が作動しくＡＤＳ作動５２
）、低圧非常用炉心冷却袋に（ＬＰＣＳ装置ｉ：ｊ１７
Ａ、ＬＰＦＬ装置３０）２系統（従来は１系Ｍ）が早く
作動する（ＬＰＣＳ＋ＬＰＦＬ作動５３）ので。

原子炉水位回復を早めている。

次に、本実施例におけるＬＰＣＳ配管１８Ａの破断時に
おける原子炉水位の変化を第３図に実線で示す。

この場合、第Ｉ区分に属するＬＰＣ８配管１８Ａが破断
したと想定し、さらに第■区分のディーゼルＪ？！電機
の単一故障を仮定すると、高圧非常用炉心冷却装置とし
てはＨＰ　Ｆ　Ｌ装［１４Ａ及びＩＩＰ　ＣＩ装［２７
が作動可能な系統となり、低圧非常用炉心冷却装置とし
てはＬＰＦＬ装置３０の１系統のみが作動可能となる。

第３図は、比較のために、同一レベルである０「述の従
来例におけるＨＰＣＳ装置の配管１３破断時の原子炉水
位変化を破線にて示している。

本実施例（実線）は、上記の条件下で、従来のＨＰ　Ｃ
Ｓ装置の配管破断時の原子炉水位（破線）に比べて高圧
非常用炉心冷却装置２系統が破断事故直後から作動する
（ＨＰＣ：Ｉ作動４８、ＨＰＦＬ作動５４）ので、原子
炉水位の低下が抑えられ、最低水位は炉心の有効発熱部
（ＴＡＦ）以上となる。

本実施例によれば、以下に示す効果がある。

（１）高圧非常用炉心冷却装置としてＨＰＦＬ装置を用
い、しかも低圧非常用炉心冷却装置としてＬＰＣＳ装置
を用いることにより、高圧非常用炉心冷却装置の原子炉
圧力容器内における冷却水注入口位置をＬＰＣＳ装置の
原子炉圧力容器内における冷却水注入口位置よりも高く
することができる。これにより。

ａ）従来の原子炉プラントで最も厳しい破断条件である
高圧非常用炉心冷却装置の配管破断時においても、ＨＰ
ＦＬ装置の冷却水注入口位置が高くなるので原子炉圧力
容器から放出される冷却水量が低減でき、さらに早期減
圧による注入水量増大により破断事故時の炉心冷却能力
が大巾に向上する。

ｂ）低圧非常用炉心冷却装置（ＬＰＣＳ装置）の配管破
断時においてはＬＰＣＳ装置の冷却水注入口位置が低く
なるが、この場合高圧非常用炉心冷却装置が２系統作動
するので、破断事故後、原子炉圧力容器７の圧力が高圧
時から冷却水の注水量が確保でき、破断事故時の炉心冷
却能力が大１３に向上する。

（２）さらに、原子炉隔離事象時の高圧注入系として高
圧非常用炉心冷却装置が使用される場合。

ＨＰＣＳ装置ではなくＨＰＦＬ装置を用いるので。

炉心スプレィスパージャ熱疲労を回避でき、安全性も向
上する。

（３）また、炉心露出時の炉心冷却にＨＰＣＳ装置は有
効であるが、炉心露出しない時の冷却ではＨＰ　ＣＳ装
置が炉心上部へ炉心冷却水の流れに逆らって注入するこ
とになるので、自然循環冷却能力の低下をもたらす、し
かし、ｘ−ｘｐＦｔ［５！を用いることにより原子炉圧
力容器が高温高圧時に炉心シュラウドの外側に冷水を注
水するので自然循環流増大とサブクール度増大によって
炉心冷却を高める効果がある。

以上のように１本実施例によれば従来の炉心。

原子炉圧力容器、非常用炉心冷却装置などの機器・構造
を会ったく変える事なく、非常用炉心冷却装置の配管の
接続を変えるだけで安全性の大巾向上が得られる。

（４）さらに、前述したように通常の原子炉停止時にお
ける炉心の冷却効率の向上及び低圧非常用炉心冷却装置
の熱交換器（冷却器）の容量低下（コンパクト化）が図
られる。

［発明の効果］本発明によれば、非常用炉心冷却装置のいかなる配管が
破断しても炉心の有効発熱部が露出しない、また他の特
徴によれば、低圧非常用炉心冷却装置の冷却器をコンパ
クトにできるとともに通常の原子炉停止時における炉心
の冷却機能が向上する。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の好適な一実施例である非常用炉心冷却
装置の系統図、第２図は第１図に示す非常用炉心冷却装
置の水平方向の配置図、第３図は炉心スプレィ装置の配
管破断時における原子炉水位変化を示す特性図、第４図
は炉心冠水装置の配管破断時における原子炉水位変化を
示す特性図、第５図は従来の非常用炉心冷却袋はの系統
図である。１・・・格納容器、２・・・ドライウェル、３・・・圧
力抑制室、７・・・原子炉圧力容器、８・・・炉心シュ
ラウド、９・・・炉心、１１・・・上部プレナム、１３
Ａ、１３Ｂ・・・給水配管、１４Ａ、１４Ｂ・・・高圧
炉心冠水装置、Ｌ７Ａ、１７Ｂ・・・低圧炉心スプレィ
装置、２ＯＡ。２０Ｂ・・・熱交換器（冷却器）、２１・・・炉心スプ
レィヘッダ、２６Ａ、２６Ｂ・・・吸込配管、２７・・
・高圧注水装置、３０・・・低圧炉心冠水装置、３３Ａ
。３３Ｂ・・・バルブ。

Claims

【特許請求の範囲】１、原子炉容器内に冷却材を供給する複数の高圧非常用
炉心冷却装置及び複数の低圧非常用炉心冷却装置を有す
る非常用炉心冷却装置において、すべての前記高圧非常
用炉心冷却装置の前記原子炉容器内における冷却材放出
口のレベルが、前記低圧非常用炉心冷却装置の前記原子
炉容器内における冷却材放出口のレベルよりも高くなっ
ていることを特徴とする非常用炉心冷却装置。２、前者の冷却材放出口が前記原子炉容器内であってし
かも原子炉容器内の炉心を取囲むシュラウドの外側の領
域に開口し、後者の冷却材放出口が前記炉心より上方で
前記シュラウド内の上部に設置されたスプレイ手段であ
る特許請求の範囲第１項記載の非常用炉心冷却装置。３、原子炉容器内に冷却材を供給する複数の高圧非常用
炉心冷却装置及び複数の低圧非常用炉心冷却装置を有す
る非常用炉心冷却装置において、すべての前記高圧非常
用炉心冷却装置の前記原子炉容器内における冷却材放出
口のレベルが、前記低圧非常用炉心冷却装置の前記原子
炉容器内における冷却材放出口のレベルよりも高くなっ
ており、前記低圧非常用炉心冷却装置が冷却器を有し、
前記低圧非常用炉心冷却装置の前記冷却材放出口であっ
て前記冷却器から吐出された冷却材を放出するスプレイ
手段を、前記原子炉容器内の炉心を取囲むシュラウド内
で前記炉心上方に設け、前記原子炉容器内の冷却材を前
記冷却器に供給する管路を、前記原子炉容器内の前記炉
心より下方の領域及び前記原子炉容器と前記シュラウド
との間の領域のいずれかに接続し、配管破断に基づく緊
急の原子炉停止時に閉されて通常の原子炉停止時に開さ
れる制御手段を、前記管路に設けたことを特徴とする非
常用炉心冷却装置。４、前記高圧非常用炉心冷却装置の前記冷却材放出口が
、前記原子炉容器と前記シュラウドとの間の領域に開口
している特許請求の範囲第３項記載の非常用炉心冷却装
置。