JPS623696A - 加圧水型原子炉プラントの圧力制御系 - 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】 １哩匹ＬＬ 本発明は、加圧水型原子炉発電プラントに関し、特に、
該プラントを過圧状態から保護してプラントの安全な運
転を可能にするために該プラントにおいて使用される加
圧器逃しタンク内のスパージャ−の改良に関するもので
ある。

加圧水型原子炉発電プラントにおいては、発電用の蒸気
を生成するために一次冷却材ループ及び二次冷却材ルー
プが用いられている。−次冷却材ループでは、加圧され
た流体が原子炉を貫流し、加熱された後、加圧器を含む
管を経て蒸気発生器に流れる。加熱流体は、分割板によ
って入口部と出口部とに分けられている蒸気発生器の一
次側に流入する。管板が蒸気発生器を一次側と二次側と
に分けており、管板が有する穴の配列にＵ形熱伝達管が
挿入されていて、蒸気発生器の一次側の入口部及び出口
部がＵ形熱伝達管を介して連通している。運転中には、
加熱された加圧流体がＵ形熱伝達管を貫流し、蒸気発生
器の一次側の出口部がら、−次冷却材ボンブを含む閉じ
た一次冷却材ループの配管に放出され、原子炉に戻され
る。二次冷却材は、蒸気発生器の二次側を通る間に、Ｕ
形熱伝達管を貫流する一次冷却材から放出された熱によ
って蒸気に変換され、この蒸気がタービンを駆動して発
電をするために使用される。

原子炉冷却材の圧力は、加圧器を含む圧力制御系によっ
て制御される。加圧器は、半球形の頂部及び底部を備え
た垂直の円筒形容器であり、該加圧器内においては、水
及び蒸気がヒータ及び水スプレー装置により平衡状態に
維持されている。蒸気は、ヒータを作動して一次冷却材
ループの圧力を増すことにより形成し、水スプレー装置
を使用してこの圧力を下げることにより復水することが
できる。動力操作式逃し弁及びばね安全弁が加圧器に接
続されていて、流体を加圧器逃しタンクに放出し、該加
圧器逃しタンクにおいて、加圧器からの蒸気が水との混
合により冷却され復水する。

このように、−次冷却材ループの圧力制御系は加圧器と
、関連のスプレー装置、ヒータ、動力操作式逃し弁、安
全弁、加圧器逃しタンク及びサージ管とを含んでいる。

この設備は、発電プラントのあらゆる運転モードにおけ
る一次冷却材ループの温度変化による圧力制御系の体積
変化に適応すると共に圧力変化を制限するように設計さ
れている。

弁座からの漏洩問題を軽減するために、加圧器の弁の各
弁座の上流側に水シールが保持されている。加圧器のノ
ズルを答弁に接続するパイプはループシールの形態に形
成されている。加圧器の圧力が弁の設定圧力を超えれば
、弁が開き、ループシールからの水はアキュムレーショ
ン期間中に放出される。

通常状態及び変動状態の運転中に原子炉から格納容器へ
の蒸気の放出を避けるために、動力操作式逃し弁（ＰＯ
ＲＶ）及び安全弁（ＳＶ）が加圧器に装着され、加圧器
逃しタンクに連通している。加圧器逃しタンクは、部分
的に水が充填された窒素カバーガスを有するタンクであ
る。動力操作式逃し弁及び安全弁から放出される高温流
体、即ち水及び蒸気は、複数のオリフィスを内部に有す
る直管から通常構成される加圧器逃しタンク内のスパー
ジャ−によって、加圧器逃しタンク中の水に分配される
。代表的には、スパージャ−は１２ｉｎ（３０ｃｍ）の
パイプであって、このパイプには、複数の小さなオリフ
ィス（直径約０．５ｉｎ＝　１．２７ｃｍ）が該パイプ
の水平軸線より上方及び下方に約３０°に過ぎない長い
列になって設けられている。

スパージャ−にあるオリフィスの数は、即時に原子炉１
〜リツプ、即ち運転停止を生じることのない仮定上の負
荷喪失（１００％）中に、ピーク体積サージ率（ｐｅａ
ｋ　ｖｏｌｕｍｅｔｒｉｃ　ｓｕｒｇｅ　ｒａｔｅ）に
関係したスパージャ−を経て加圧器に入る蒸気流の効率
的な凝縮が行なわれるか否かに基づいている。この基本
的な設計上の事象に対して、スパージャ−にある各オリ
フィスを経て直径１ｉｎの長い蒸気プルームが遣られる
。低蒸気流量の場合、蒸気は各オリフィス外に泡状に出
るであろうが、高蒸気流量の場合には、殆どジェットの
蒸気プルームが氷表面を貫通する。設計外の流量の場合
、水中における蒸気の凝縮効率が低下する。

スパージャ−における圧力降下は安全弁吐出系統の全圧
力降下の一部であり、この全圧力降下は、ベローズと相
殺する弁背圧に対する制限のために５００１ｂ／　ｉｎ
２の圧力差に通常制限されている。通常使用されている
５００１ｂ／　１ｎ２（ゲージ）のベロース制限値は、
通常許容されている７５０Ｉｂ／　１ｎ２（ゲージ）の
最大背圧よりもすっと安全側にある。

過渡変化時のトリップ不作動く＾ＴＮＴ）に対して補償
する動力操作式逃し弁・安全弁系を設計することが望ま
れている。過渡変化時のトリップ不作動は、別種の且つ
独立した複数の原子炉トリップ即ち運転停止安全系が、
ある長い期間の間、原子炉を即座に運転停止させるのに
失敗する事象である。

このような事象は、加圧器が水冷却材で完全に満たされ
た状態、即ち水充満状悪となった後まで原子炉の１〜リ
ツプが遅れることになる。かかる事象に続いて、原子炉
は自動的に又は手動で結局運転停止されるが、それでも
遅れは存在する。典型的な＾ＴＷＴｉ象においては、加
圧器が水で満たされるまで、丈な、満たされた後も加圧
器内への原子炉冷却材のサージが続く。動力操作式逃し
弁が開いて蒸気を放出し、安全弁が開いて加圧器が水で
満たされる。安全弁は約５０秒間水を放出するが、動力
操作式逃し弁は約１２０秒間水を放出する。その結果、
吐出管及びスパージャ−の圧力降下が測的に増大する。

弁の背圧は約１０００１ｂ／１ｎ２（ゲージ）に増大し
、ベローズ限界値及び標準デス１〜限界値を遥かに超え
る。

過渡変化時のトリップ不作動という事象に適応するため
に、既存設備の改変が必要であった。本発明によれば、
吐出管の直径は標準の１２ｉｎ（３０ｃｍ）から１６ｉ
ｎ（４０ｃｍ）に増大され、スパージャ−は改変された
。公称（負荷喪失）設計基準に対する蒸気凝縮効率が不
十分であったので、スパージャ−にあるオリフィスの単
なる寸法増大は認容されなかった。効果のない凝縮によ
って加圧器逃しタンクに対する過圧破裂板の早期破断や
、格納容器へのがかる蒸気の不必要な放出が生じる。

本発明の目的は、格納容器へ蒸気を不必要に放出するこ
となく、通常時の及び過渡変化時のトリップ不作動とい
う事象に適応する加圧水型原子炉プラントの圧力制御系
を提供することである。

本発明の別の目的は、通常時の及び過渡変化時のトリッ
プ不作動という事象に対して圧力降下を制限しながら、
加圧器逃しタンクにおける効率的な蒸気の分配及び凝縮
を可能にする、加圧器逃しタンクにおいて使用する改良
型スパージャ−を提供することである。

光曹り目ＬＬ 加圧水型原子炉プラントの圧力制御系は、加圧器と、内
部に２段式スパージャ−を有する加圧器逃しタンクに放
出する逃し弁とを有し、２段式、スパージャ−は、複数
のオリフィスを有する一次導管と、複数のオリフィスを
有する二次導管と、該−次及び二次導管の間の所定の圧
力差に応動するよう相互接続された弁装置とから構成さ
れている。

逆止弁はばね操作式の弁が好ましく、一次導管は二次導
管よりも直径が大きいことが好ましい。

二次導管の好適な構造は、一次導管に向かって逆向きに
延びる２つの脚部を備えた分岐構造を有するものであり
、この構造はコンパクトである。二次導管にある複数の
オリフィス、或はその少なくとも一部は、一次導管のオ
リフィスよりも加圧器逃しタンク内で下のレベルにある
ように二次導管に配置されている。

詳Ｊ■ｂ諸朋一 本発明は、通常時の及び過渡変化時の１〜リップ不作動
という事象の双方について圧力降下を制限しながら、加
圧器逃しタンクにおける効率的な蒸気の分配及び凝縮を
可能にする、加圧器逃しタンクにおいて使用する改良型
スパージャ−を含んた加圧水型原子炉プラントの圧力制
御系を提供する。

第１図において、本発明の２段式スパージャ−を組み込
むことができる加圧水型原子炉の圧力制御系が概略的に
示されている。この圧力制御系１は、竪型の円筒形容器
として通常形成される加圧器３を含んでおり、該加圧器
３は、原子炉の一次冷却材に露出する全表面にオーステ
ナイト系ステンレス鋼被覆を備えた炭素鋼からなってい
る。加圧器３の底部には電気ヒータ５が設けられ、その
上部にはスプレーノズル（スプレー装置）７が設けられ
ている。加圧器３は、圧力制御系に対する負荷過渡状態
によって生じる正及び負のサージを吸収するように設計
されている。加圧器３の底部に収着されたサージ管９は
加圧器３を原子炉冷却材ループのホットレッグに接続し
ている。サージ中の間、スプレーノズル７は、管１１を
介して原子炉冷却材ループのコールドレッグから給送さ
れる水を加圧器３の上部にスプレーして、加圧器３内の
蒸気を凝縮し、加圧器３内の圧力が管１５の動力操作式
逃し弁１３の設定点に達するのを防止している。

サージ外の間、蒸気に対する水のフラッシング及びヒー
タ５の作動・による蒸気の発生で圧力を低圧力原子炉ト
リップ設定点よりも高く維持する。

また、加圧器３は複数の（第１図では３個）安全逃し弁
（安全弁）１７を備えている。管１９にある安全逃し弁
１７はばね操作されるか、或は背圧補償で自己作動され
、また、管１９には弁保護のためループシール２１が設
けられている。動力操作式逃し弁１３の保護のため、管
１５にもこのようなループシール（図示せず）が設けら
れるのが普通である。複数の安全逃し弁１７を合わせた
流量は、原子炉トリップ或はその他のいかなる制御もな
い完全な負荷喪失に由来する最大サージ率に等しいか、
又は該サージ率より大きい。動力操作式逃し弁１３は、
スパージャ−を含む加圧器逃しタンク２５への管２３に
放出するが、安全逃し弁１７は、管２３と連通し加圧器
逃しタンク２５に連通ずる分岐管２７に放出する。この
ような通常の系統においては、加圧器逃しタンクへの管
２３は直径が大体１２ｉｎであり、加圧器逃しタンク内
で管２３の端に取着されたスパージャ−も、複数の％ｉ
ｎオリフィス及び端キャップを有する直径１２ｉｎの管
である。

本発明の改良型圧力制御系においては、加圧器逃しタン
ク内のスパージャ−は、複数のオリフィスを有する一次
導管と、複数のオリフィスを有する二次導管と、該−次
及び二次導管の間の圧力差によって作動される中間の弁
装置とから構成される２段式スパージャ−である、第２
図及び第３図を参照すると、閉じた加圧器逃しタンク２
５内の２段式スパージャ−２７は、壁３５に複数のオリ
フィス３３が形成されている一次導管３１と、一次導管
３１の末端３９に取着された二次導管３７とを有してお
り、二次導管３７の壁４３には複数のオリフィス４１が
形成されている。オリフィス３３及び４１は、導管の水
平軸線に沿って長い複数の列となって形成されると共に
、導管の側壁の、前記水平軸線の上方及び下方に約３０
°に過ぎない領域内に配置されている。

一次導管３１の入口端には継手４５が取着されていて、
該一次導管を圧力制御系の管２３に結合可能としている
。

２段式スパージャ−は加圧器逃しタンク中で水のような
液体冷却材４７内に配置されており、閉じた加圧器逃し
タンクには破裂板（図示せず）が設けられている。

弁装置４９（第４図及び第５図）が一次導管３１と二次
導管３７とを相互に接続しているので、所望の時に、２
つの導管を連通させることができる。弁装置４９は、弁
座５１と、閉止体５３と、弁座に対して閉止体を押し付
けて蘭弁させる偏倚ばね５５とを有するばね逆止弁とす
るのが好ましい。図示のように一次導管の末端３９は縮
径部５７を有し、該縮径部５７が、一次導管３１の直径
生よりも小さい直径生′の二次導管３７の使用を可能に
している。このような関係の寸法例を挙げると、動力操
作式逃し弁及び安全逃し弁からの管２３は直径約１６ｉ
ｎ（約４０ｃｍ）とすることができ、一次導管３１の直
径は約１６ｉｎでよく、そして二次導管３７の直径は約
１２ｉｎ（約３０ｃｍ）でよい。

二次導管３７にあるオリフィス４１の少なくとも一部は
、水が一次導管３１及び逆止弁４９を経て二次導管３７
へ流れそこから確実に放出されるように、一次導管３１
にあるオリフィス３３のレベル又は水平面より下方にな
ければならない。また、二次導管：３７のオリフィス４
１を通る流れの全面積は一次導管３１のオリフィス３３
を通る流れの全面積よりも大きくなければならず、一次
導管のオリフィスを通る流れの全面積の約１２５％であ
ることが望ましい。二次導管にあるオリフィスを通るこ
のような流れ面積の増加は、かかるオリフィスの数を増
加しなり、或は二次導管の壁に設けるオリフィスの直径
を一次導管の壁に設けるオリフィスよりも大きくするこ
とによって行うことができる。

図示のように、好ましい構造の二次導管３７は、逆止弁
４９と連通する接続部５９を有すると共に、横向き部６
１で二股となっており（第２図）、一次導管３１に向か
って逆向きに延びる２本の脚部６３を形成している。脚
部６３はその端部に端キャップ６５を有する。接続部Ｓ
９、横向き部６１、脚部６３及び端キャップ６５にはオ
リフィスを形成することができ、二次導管に沿った該オ
リフィスの数及び配置は希望される流れ面積に依存して
いる。

本発明の圧力制御系は、過渡変化時のトリップ不作動の
場合、次のように作動する。原子炉トリップ、即ち運転
停止を生せしめることのない負荷喪失が原子炉にあると
、加圧器３における原子炉冷却材系の圧力は急速に上昇
する。動力操作式逃し弁１３及び安全弁１７が開いて、
コールドルーズの水シールから吐き出し、蒸気を加圧器
逃しタンク２５への管２３に放出する。ループシールの
゛′プラク″′即ち水シールが管２３内の窒素を圧縮し
、窒素が一次導管３１の水をオリフィス３３から外に押
し出す。

一次導管３１における圧力が好ましくは約５０ｐｓｉｇ
のような所定の圧力値を超えると　く通常のスパージャ
−においてはこのような圧力は約４００　ｐｓｉｇまで
上昇する　）、逆止弁４９が開いて、流体は、スパージ
ャ−からの流体に対する全流れ面積の２倍以上のオリフ
ィス４１を有する二次導管３７に流れる。一次導管３】
内の水はそこから二次導管３７に放出され、オリフィス
４１外に出て、一次導管における圧力が所定の圧力値以
下まで減少し、そして蒸気が管２３を経て加圧器逃しタ
ンクに達すると、逆止弁４９が閉じる。一次導管の構造
は、圧力差を逆止弁が作動する所定値以下に保持する作
用があるから、一次導管３１のオリフィス３３を介して
放出された蒸気は加圧器逃しタンク２５内の水４７中で
凝縮される。

加圧器３の蒸気分は加圧器逃しタンクが約５０ｐｓｉｇ
及び２００下で放出される。原子炉冷却材系の圧力は、
加圧器が水で満たされると共に、加圧器３から管２３へ
の動力操作式逃し弁１３及び安全弁１７を介する水の放
出が開始される時に、ゲージ圧で２５００ｐｓｉから２
７５０ｐｓｉに上昇する。加圧器が満たされ水を放出す
ると、動力操作式逃し弁及び安全弁を通る放出体積流量
は不変であるが、質量流址は大雑把に言って５倍の係数
で増加する。管２３を経て一次導管３１へ行く水量が増
すので、弁の背圧が増大し、一次導管３１及び二次導管
３７の間の圧力差は所定値以上に上昇し、逆止弁４９が
再び開いて、原子炉が自動的に又は手動でトリップされ
るまで、スパージャ−の双方の導管のオリフィスを通る
流れが可能になる。

スパージャ−を通る流れは、逆止弁４９が閉じている時
に一次導管３１のオリフィス３３を通る流体の流れを示
す第４図と、逆止弁４９が開状態の時に一次導管３１の
オリフィス３３及び二次導管３７のオリフィス４１の双
方を通る流体の流れを示す第５図とに示されている。

【図面の簡単な説明】

第１図は、本発明による加圧水型原子炉プラントの改良
型圧力制御系の概略説明図、第２図は加圧器逃しタンク
内の２段式スパージャ−の概略平面図、第３図は、液体
冷却材中の２段式スパージャ−を逆止弁を取り除いて示
す、第２図の■−■線における断面図、第４図は、逆止
弁が閉状態にある時のスパージャ−を通る流体の流れを
示す、第３図に類似する断面図、第５図は、逆止弁が開
状態にある時のスパージャ−を通る流体の流れを示す、
第３図に類似する断面図である。 １・・・圧力制御系　　　　３・・・加圧器５・・・ヒ
ータ ７・・・スプレー装置（スプレーノズル）１３・・・動
力操作式逃し弁　１７・・・安全弁２５・・・加圧器逃
しタンク　２７・・・スパージャ−３１・・・一次導管
　　　　　３３・・・オリフィス３７・・・二次導管　
　　　　３９・・・一次導管の末端４１・・・オリフィ
ス　　　　４９・・・弁装置出願人　ウェスチングハウ
ス・エレクトリックコーポレーション 「−＝＝−） Ｆ／Ｇ　２

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 加圧器と、スプレー装置と、ヒータと、動力操作式逃し
   弁と、安全弁と、前記加圧器から水及び蒸気を放出する
   ため内部にスパージャーを有する、液体冷却材の入った
   加圧器逃しタンクとを備える加圧水型原子炉プラントの
   圧力制御系において、前記スパージャーが、 前記加圧器逃しタンク中の液体冷却材内で終端し、内部
   から流体を放出するためオリフィスを有する一次導管と
   、 該一次導管の末端に取り付けられ、内部から流体を放出
   するためオリフィスを有する二次導管と、前記一次導管
   及び二次導管に連通し、該一次導管及び二次導管の間に
   おいて両端の所定の圧力差に応動する弁装置と、 を有するように改良されている、加圧水型原子炉プラン
   トの圧力制御系。