JPS62217198A - 加圧水型原子炉の加圧器接続構造 - 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、加圧水型原子炉の加圧器接続構造に係り、特
に事故時における信頼性向上に好適な加圧器接続構造に
関する。

〔従来の技術〕

加圧水型原子炉では、第２図に示すように、通常運転時
には炉心１で加熱された一次冷却材はホットレグ７を通
って蒸気発生器４で二次冷却材を加熱し、蒸発した二次
冷却材をタービン５に供給して発電機Ｇを回わす。なお
、２は原子炉容器、６は二次冷均材の復水器である。一
次冷却材の圧力は加圧器３によって制御され、加圧器３
はサージ管８によって一次冷却材と連通されている。通
常運転時において、一次冷却材（もしくは原子炉容器２
内）の圧力が高くなるとスゲレイ１２を作動して加圧器
３上部の蒸気を凝縮することによつ／＞ｊ！　工１　　
二績１ｚ　ｒｒニーｈ、ａｔｊＶｗ　／　４−１　Ｌ　
ｈｎｉｍ兜Ｉ　Ａ　ｆ＋＋ｎ熱することにより加圧する
。加圧水型原子炉においては、水位が形成されているの
は加圧器３内のみであり、第３図の加圧器詳細図に示す
ように、水位測定ノズル１３を介して加圧器３内の水位
を監視し、これによって一次冷却材の給水を制御する。

また加圧器３の水位信号は事故時の非常用炉心冷却装置
の起動、停止にも使用される極めて重要な信号である。

加圧水型原子炉の事故に対処するため、特開昭５５−１
４１６８９．特開昭５６−５１６９３には、米国スリー
マイル島原子炉第２号炉（ＴＭＩ　−２）事故に見られ
た高温下での燃料被覆管材料と冷却水との反応（Ｚｒ−
水反応）の結果生じる水素等のガスを原子炉容器外に排
出することを目的として、原子炉容器もしくは原子炉配
管の頂部から一次冷却材中のガスを排気する構造が提案
されている。

〔発明が解決しようとする問題点〕 加圧水型原子炉においては、異常な過渡時もしくは事故
時に原子炉容器２内の圧力が異常に上昇すると、加圧器
３の上部に設けられた圧力逃がし弁９が作動し減圧する
。この時、例えば、圧力逃がし弁９の故障などにより圧
力が一次冷却材の温度に対する飽和圧力以下に低下する
と、原子炉停止後の崩壊熱及び減圧沸騰により一次冷却
材が沸騰し、蒸気が発生する。発生した蒸気はホットレ
グ７、サージ管８ｔ−通って加圧器３に流入し圧力逃が
し弁９から排出されるが、サージ管８では、多量の蒸気
が吹き上げるため加圧器３内の冷却水の落下が制限され
るいわゆるＣＣＦＬ現象が発生する。

このＣＣＦＬ現象が発生すると、原子炉容器２内の一次
冷却材が沸騰によって減少し原子炉容器２内に水位が形
成された状態においても加圧器３内の冷却水はドレンさ
れず、加圧器３内にも水位が形成される事態となる。こ
のような状態は、スゲレイ１２の配管破断もしくは圧力
逃がし弁９を設置した配管の破断による事故時にも発生
する。

しかるに、前記従来提案の技術は、このような圧力低下
にともなう減圧沸騰及び原子炉停止後の崩壊熱によりて
発生する多量の蒸気の吹き上げによる加圧器内冷却水の
落下制限（ＣＣＦＬ現象）及びＣＣＦＬによシ加圧器内
に原子炉容器内とは独立な水位が形成される現象につい
ては考慮されておらず非常用炉心冷却装置（ＥＣＣ８）
の起動、停止、及び一次冷却材給水制御のだめの制御信
号となりている、加圧器内の水位を示す水位計の信号の
信頼性を低下させるという問題があった。

本発明の目的は、少なくとも原子炉容器内の水位が炉心
の上端にまで低下する以前に加圧器内の冷却水をドレン
することによって非常用炉心冷却装置の起動、停止の信
頼性を向上するとともに、加圧器内の冷却水を炉心の冷
却に有効利用することにある。

〔問題点を解決せるための手段〕

上記目的は、上端が加圧器内部と連通し下端が原子炉容
器内部もしくは原子炉一次冷却系配管内部と連通したサ
ージ管を備えた加圧水型原子炉において、上端が加圧器
内部と連通し下端が原子炉容器内部もしくは原子炉一次
冷却系配管内部と連通したドレン管を付設し、該ドレン
管の下端部にシ構造物もしくは逆流防止機構を設けるこ
とによって、又は、該ドレン管の下端を原子炉容器内も
しくは原子炉一次冷却系配管内の一次冷却材の液面より
下に位置させることによって、達成される。

〔作用〕

以下に、本発明の動作原理を説明する。上部に液体が蓄
えられている容器の底に連結された流路に下方から蒸気
が吹き上げている場合には、流路の上部もしくは下部に
おいて、吹き上げる蒸気により液体の落下が阻害される
いわゆるＣＣＦ’Ｌ現象が発生する。第４図はＣＣＦＩ
、の概念図、第５図は一般的なＣＣＦＬ特性図を定性的
に表わしたものである。

第５図中の（ａ）　、　（ｂ）　、　（ｃ）点は第４図
（ａ）　、　（ｂ）　、　（ｃ）に対応する。吹き上げ
る蒸気流速が増加するに従い、落下できる液の流速は減
少し、第５図の（ｂ）点よりも蒸気流速が大きな場合に
は、もはや液体は落下できなくなる。ところで、流路の
下部に流路面積を狭くする絞り構造物、例えば、オリフ
ィスを設けることにより、その部分が流路内で流路面積
がシ構造物の断面積に支配されることとなり、流路上部
では断面積がその絞り構造物より大きいために、蒸気流
速は減少する。従って、第５図に示す特性よシ、流路に
落下できる液の流速（すなわち流ｔ）は増加する。

さて、ここで、本発明に基づき例えばオリフィスのよう
な絞り構造物１１（以下オリフィスで代表する）を有す
るドレン管１０を第６図の如〈従来のサージ管８に並行
して設置しであるものとする。第６図のグラフに示すよ
うに、ドレン管１０およびサージ管８の出入口では高さ
が等しければ圧力はそれぞれ等しい。第６図のグラフ中
の実線はサージ管８の内部の圧力分布、破線はドレン管
１０の内部の圧力分布である。ドレン管１ｏ内部の蒸気
流速は下部に取シ付けであるオリフィス１１に支配され
るので、オリフィス１１０絞シ比を適切に選べば、ドレ
ン管１０の上部において液が落下できる状況を作シ出す
ことができる（第６図（１））。

ドレン管１０内に落下した液は、オリフィス１１では蒸
気流速が速いのでこの部分でのＣＣＦＬにょ）液の落下
が阻害されるため、ドレン管１０内に蓄積されてゆく。

ドレン管１０内の蓄積量が増加してゆくとドレン管１０
を吹き上げる蒸気の流動抵抗が増大し蒸気流速は低下し
、更に液がドレン管１０内に流入しやすい状況を作り出
す（第６図（２））。

オリフィス１１の孔を通過して液が落下するか否かはオ
リフィス１１前後の圧力の大小により決まりオリフィス
１１の上側圧力が下側圧力よりも大きくなった時点にお
いて落下を始める。ただし、オリフィス孔部の蒸気流速
は常にドレン管内部の他の位置における蒸気流速よりも
大きいため、オリフィスを通して落下する液流量よりも
上部からドレン管に流入する液量が多くなり、最終的に
は第６図（３）に示すように管全体が液で満たされ下部
のオリフィスから液が流出する状況に達する。

従来の加圧型原子炉における実際の寸法から試算してみ
ると、サージ管８に並行してそれと同じ内径のドレン管
１０を設置し、その内径の１／２の孔径を有するオリフ
ィス１１を取シ付けることによシ第６図（１）の状況を
作り出すことができる。従来の加圧水型原子炉のサージ
管８の高さは約１゜ｍあシ、第６図（３）の状況におけ
るサージ管８の圧力損失はドレン管１０に液が満たされ
た場合の水頭差による圧力差の１／１０程度であるから
、ドレン管１０に液が満たされた場合にはオリフィス上
部の圧力は必ずオリフィス下部の圧力よりも高くなシ、
必ず液がオリフィス１１から落下する。また、一度ドレ
ン管１０から液が落下を始めると、サージ管８では蒸気
の吹き上げ、ドレン管１０では液の落下が続き、いわゆ
る流路分離が達成され、加圧器内の蓄水を確実に落下さ
せることが可能となる。

〔実施例〕

第１図は本発明の一実施例の縦断面を示したもので、従
来のサージ管８に平行隣接してドレン管１０を設置し、
そのホットレダ７側出口近傍にはオリフィス１１が取シ
付けである。サージ管８は従来のままでよく、変更の必
要はない。ドレン管１０の内径は落下させようとする液
流量に応じてン管１０にその１／２の孔径を有するオリ
フィス１１を取シ付けた場合について試算してみると、
原子炉容器２内の圧力が７ＭＰａ、加圧器３内部の蓄水
量が３２ｍ”として、３分間程度の時間で加圧器３内の
全蓄水量を落下させることが可能である。

オリフィス１１に代えて、絞り機能を有する他の構造物
あるいは逆上弁等を使用することも可能である。第９図
はドレン管１０と一次冷却材側の接続部近傍に設置する
絞り構造物の例を示したもので、図中（＆）はオリフィ
ス１１−　ａ　、　（ｂ）はノズル１１−ｂの場合を示
す。

この絞シ構造物の絞り比は、ドレン管１０の加圧器側接
続部において液が流入可能な値まで蒸気流速を低下させ
るという条件から決定される。−例として、サージ管と
同じ内径のドレン管を設置する場合のオリフィスの絞り
比の求め方を以下に示す。

サージ管の冷却水落下限界蒸気流速（第５図（ｂ）点の
蒸気流速）　ｖｇ、ｔｉ。は ただし、ρ、；液の密度（ここでは７０ＭＰａのときの
値とする）ρ、：蒸気の密度　（同　上　） Ｄ：サージ管内径（ここでは０．３ｍとした）事故時の
サージ管蒸気流速Ｖｇ、、は ただし、Ｑ：炉心での発生熱量（ここでは定格出力の３
％とした）、Ａ１：サージ管の流路断面積、ｈ、ｇ：蒸
発潜熱。

ドレン管内部の蒸気流速Ｖ　　が、上記の冷却ｇ、ｄｒ 氷落下限界蒸気流速Ｖ　　　より小さくなればよい。

ｇ・ｔｌｍ ただし、ｄｄｒ：ドレン管内径、ｄｏｒニオリフイス径
したがって よって、この場合には、ドレン管の内径の１／２の孔径
を有するオリフィスを使用すればよいことが示された。

上記実施例では、サージ管と同じ内径を有するドレン管
を設置しているが１本発明の効果を示すために、サージ
管の流路断面積を従来（第７図（＆））の２倍にしたも
の（第７図（ｂ）　）　、従来の太さのサージ管にそれ
と同径のドレン管１０を並設した本発明実施例（第７図
（Ｃ））とにおける落下水流速の比較を第８図に示す。

流路の全断面積は第７図（ｂ）　、　（ｅ）のどちらも
従来のサージ管８（第７図（ａ））の２倍となっておシ
、相等しい。第８図中の曲線（ａ）　、　（ｂ）　、　
（ｃ）は第７図（＆）。

（ｂ）　、　（ｅ）に夫々対応するもので１曲線（ａ）
　、　（ｂ）は、いわゆるＣＣＦＬ　４！性曲線となっ
ており蒸気流速の増加と共に落下水流速が低下する傾向
を示すのに対し本発明実施例による特性（ｃ）では、蒸
気流速にかかわらず一定でかつ高い値を示す領域が存在
する。

これは、ドレン管１０内を液が落下し、サージ管８を蒸
気が吹き上げているという流路分離状態を意味しており
、全断面積が等しい条件のもとでは、液を効率よく落下
させる目的に対して１本発明は極めて有効であることを
示している。

このように本発明実施例では、加圧器３内に蓄水した冷
却水のドレンは、第１図に示したごとく、ホントレグ７
内に蒸気１−が形成されサージ管８に蒸気が吹き上げ始
めると同時に、自動的に作動し、短時間に加圧器３内の
冷却水の全量を落下できるため、原子炉容器２内の水位
が炉心１上端にまで低下する以前に全量をドレンするこ
とができる。

したがって、炉心１が露出した状態で加圧器３内に水位
が形成されていることはなく、水位高による非常用炉心
冷却装置の誤停止を防止できる。また、ドレンされた加
圧器３内の冷却水はホットレグ７を通って原子炉容器２
内に流入し、炉心１の冷却に寄与する。加圧器３内の冷
却水量は約３２ｍ３であり、従来技術による蓄圧注水設
備１基分に相当する。

以上、説明したように、本実施例によれば、原子炉事故
時において、加圧器内冷却水を効果的にドレンすること
により非常用炉心冷却装置の起動、停止信号となる水位
計の出力信号の信頼性を向上し、システム全体の信頼性
を向上できるとともに炉心の冷却を促進できる効果があ
る。

上記の実施例においては、原子炉容器側から加圧器への
蒸気の逆流を制限しＣＣＦＬを緩和することにより加圧
器内の冷却水をドレンする手段として、第９図に示すよ
うな絞り構造物をドレン管に設置したが、絞９構造物に
限らず、ドレン管を通って加圧器に流入する蒸気の逆流
を制限するものであればいかなる逆流防止機構を用いて
も本発明の目的を達成することができる。

第１０図は本発明の他の実施例を示す部分断面図である
。本実施例は１．Ａ９図に示した絞り構造物の代りに、
ドレン管１０の下部に逆流防止＠溝として逆止弁１５を
用いたものであり、ホントレグ７内部に蒸気層が形成さ
れサージ管８に蒸気が流入する場合においても、ドレン
管１０に蒸気力流入しようとすると蒸気流の動圧によっ
て逆止弁１５が閉じ、蒸気の流入を防止する。このため
、加圧器３内の冷却水はドレン管１０に重力落下し、ド
レン管１０内の静水頭が増加し、この静水頭がサージ管
８内の蒸気流による圧力損失より大きくなると、第６図
に示した原理に従って、逆止弁１５が開き、加圧器３の
冷却水がドレンされる。

第１１図は、ドレン管ｌＯの下端１６をサージ・ａ８の
下端より下方に延長し、ホットレグ７の底部に接続する
ことにより蒸気の流入を防止する逆流防止機能を持たし
めたものである。ホットレグ７は約８０ｃＩＫの大口径
の配管であシ、蒸気と冷却水は第１０図に示すように分
離、層状化する。したがって、ホットレグ７上部に蒸気
層が形成されサージ管８に蒸気が流入する場合において
も、第１１図のドレン管１０の下端１６は冷却水中にあ
り蒸気が流入しないため、ドレン管１０内冷却水の静水
頭により加圧器内の冷却水が重力落下する。

本実施例の利点は、加圧器３内の冷却水がドレン管１０
を通って重力落下する際の流動抵抗が小さく、したがっ
て、ドレン管１０を細くできることである。

以上に示した各実施例においては、サージ管８及びドレ
ン管１０１ホットレグ７に接続しているため、ホットレ
グ７に蒸気層が形成された後、ドレン管１１ｍよる加圧
器３内冷却水のドレンが開始される。したがって、ドレ
ン開始以前には、原子炉容器２内と独立した水位が加圧
器３内に形成される。この独立した水位の形成を防止す
るには、サージ管及びドレン管を原子炉容器２の上部に
接続すればよい。

第１２図は、このような実施例を示す縦断面図である。

本実施例では、サージ管８及びドレン管１０を原子炉容
器２の上部に接続しである。ドレン管１０の下部には、
第１図に示した実施例と同様に、絞り構造物１１が設け
られている。この絞り構造物には第９図に示したような
オリフィス１１−ａ又はノズル１１−ｂの他、第１０図
に示した逆止弁１５も使用できる。本実施例によれば、
原子炉容器２上部に蒸気層が形成されサージ管８に蒸気
が流入し始めると、第６図に示した原理に基づいて、加
圧器３内の冷却水がドレン管１０を通って重力落下する
ため、原子炉容器２内の水位が高い状態で加圧器３内の
冷却水をドレンできる。したがって１本実施例によれば
、原子炉の事故時において、加圧器内の冷却水を効果的
かつ早期にドレンすることによシ、加圧器内水位信号の
信頼性を向上するとともに炉心の冷却を促進できる効果
がある。

また、燃料棒被覆管材料と冷却水の反応により発生する
水素等のガスをサージ管、加圧器及び圧力逃がし弁９を
通して排出でき、原子炉容器内にガスが溜まることを防
止できる効果がある。

第１２図に示し九実施例においては、ドレン管１０の上
端と下端のレベル差が小さくなり、第６図に示したドレ
ン管１０内の静水頭すなわち重力落下による冷却水の落
下能力が低下するためドレン管を太くする必貴がある。

しかしながら、このドレン管の大型化は第１１図に示し
た逆流防止手段を用いることにより防止できるものであ
シ、そのようにした実施例を第１３図で説明する。

第１３図に示した実施例の特徴は、ドレン管１０の下端
をサージ管８の下端より下方に姑長し、原１０の下端が
該水位より下方に位置することにより、蒸気の流入を防
止する逆流防止機能を持たせたことにある。原子炉容器
２内の一次冷却材が沸騰して一次冷却材量が減少し、原
子炉容器２内に水位が形成されると、蒸気はサージ管８
、加圧器３及び圧力逃がし弁９を通って排出されるが、
ドレン管１０内には蒸気が流入しないためドレン管１０
内は冷却水で満たされており、ドレン管１０内の静水頭
はサージ管８内の蒸気流による圧力損失より大きいので
、加圧器３内の冷却水は原子炉容器２内に重力落下する
。このときのドレン管１０での冷却水落下による流動抵
抗は小さいためドレン管１０を細くすることができる。

また、原子炉容器２内の水位がさらに低下するとドレン
管１０内靜水頒とサージ管８内圧力損失の差が増大し、
ドレン管ｌＯのドレン量を増加させる。以上述べたよう
に、本実施例によれば、第１２図に示した実施例と同様
に、原子炉の事故時において加圧器内の冷却水を効果的
かつ早期にドレンすることにもに炉心の冷却を促進でき
る効果があり、また、ドレン管内の流動抵抗が小さく、
原子炉容器内の水位が低下するほどドレン量が増加する
ためドレ。

ン管を細くできる利点がある。

〔発明の効果〕

本発明によれば、原子炉の事故時において、加圧器への
蒸気の吹き上げによる加圧器内冷却水の落下制限を緩和
し、加圧器内の冷却水を効果的に落下させ原子炉容器内
に供給できるので、非常用炉心冷却装置の起動、停止を
判定する加圧器の水位計指示値の信頼性、ひいてはシス
テム全体の信頼性を向上し、炉心の冷却を促進できる効
果がある。本発明は、特に、加圧器水位高による非常用
炉心冷却装置の誤停止の防止に有効であり、加圧器内水
位監視のみによって非常用炉心冷却装置の起動、停止の
判定が可能となシ、事故時における原子炉の信頼性を飛
躍的に上向させることができる。また、加圧器は蓄圧注
水設備−基分の冷却水を保有し、これを炉心冷却に有効
利用することにより蓄圧注水設備の削減も可能となる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例の縦断面図、第２図は従来の
加圧水型原子炉システムの概要図、第３図は加圧器の断
面図、第４図（ａ）　、　（ｂ）　、　（ｅ）は蒸気流
速の違いによるＣＣＦＬ現象の概念図、第５図は一般的
なＣＣＦＬ　ｑ性曲線、第６図（１）　、　（２）　、
　（３）は本発明の動作原理図、第７図（ａ）　、　（
ｂ）　、　（Ｃ）は夫々従来のサージ管の場合、サージ
管の管径を太くした場合および本発明実施例の場合の動
作概念図、第８図は落下水流速の比較図、第９図（ａ）
　、　（ｂ）は絞り購遺物を例示した断面図、第１０図
は逆上弁を用いた実施例の縦断面図、第１１図はげレン
管の下端をホットレグ底部まで延ばした実施例の断面図
、第１２図および第１３図は夫々本発明の他の実施例を
示す縦断面図である。 ｌ・・・炉心　　　　　　　２・・・原子炉容器３・・
・加圧器　　　　　　４・・・蒸気発生器５・・・ター
ビン　　　　　６・・・復水器７・・・ホットレグ　　
　　９・・・圧力逃がし弁１０・・・ドレン管　　　　
１１・・・絞シ構造物１２・・・スプレィ　　　　１３
・・・水位測定ノズル１４・・・加圧器ヒータ　　１５
・・・逆止弁。 「　　　　−コ 谷　　浩太部′　１ ｔ−、、、、−＋Ｊ 第１図 第２図 ３・−・加圧器　　　６・・・復水器　　　９・圧力逃
びし井第３図 第６図 無次元蒸気５Ｊｉｔ遂Ｗ４ 第９図 （α）（ｂ） 第１２図

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、上端が加圧器内部と連通し下端が原子炉容器内部も
   しくは原子炉一次冷却系配管内部と連通したサージ管を
   備えた加圧水型原子炉において、上端が加圧器内部と連
   通し下端が原子炉容器内部もしくは原子炉一次冷却系配
   管内部と連通したドレン管を付設し、該ドレン管の下端
   側に一次冷却材の該ドレン管内への流れを制限する絞り
   構造物もしくは逆流防止機構を設けたことを特徴とする
   加圧水型原子炉の加圧器接続構造。 ２、上端が加圧器内部と連通し下端が原子炉容器内部も
   しくは原子炉一次冷却系配管内部と連通したサージ管を
   備えた加圧水型原子炉において、上端が加圧器内部と連
   通し下端が原子炉容器内部もしくは原子炉一次冷却系配
   管内部と連通したドレン管を付設し、該ドレン管の下端
   を原子炉容器内もしくは原子炉一次冷却系配管内の一次
   冷却材の液面より下に位置させたことを特徴とする加圧
   水型原子炉の加圧器接続構造。