JPS6258196A - 原子炉冷却材浄化装置 - 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】 ［発明の利用分野］ 本発明は原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ）に係わり、特に
新型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）において、過渡事象時
及び事故時においても原子炉残留熱除去の熱交換器とし
て利用可能な原子炉冷却材浄化装置に関する。

［発明の背景］ 従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の残留熱除去装置の熱
交換器は、崩壊熱を一旦プール水に落とし、プール水の
熱を補機冷却系で除去するようになっているので、プー
ル水と補機冷却水との温度差が小さく、熱交換の効率が
非常に悪くなっている。この為、熱交換器の容量の大き
なものを必要としていた。　　　　゛ 一方、残留熱除去としてＣＵＷの熱交換器を利用するこ
とができるならば炉心の高温の冷却材を直接冷却するこ
とができ、非常に効率良く冷却することができる。

従って必要とする熱交換器の大きさも小型のものでよく
１本来の残留熱除去系の熱交換器の削減あるいは容量低
減が期待できる。

本発明は事故時においても炉心の冠水維持が可能で、炉
心残留熱をＣＵＷの熱交換器を通して除熱することがで
きるＡＢＷＲプラントを対象として、事故時あるいは過
渡事象時ＣＵＷの熱交換器を残留熱除去の熱交換器とし
て効率的に利用できるようにしたものである。

［発明の目的］ 本発明の目的は冷却材浄化系の熱交換器を事故時の残留
熱除去のための熱交換器として利用できるようにし、本
来の残留熱除去系の熱交換器の削減あるいは容量を低減
することのできる合理的な原子炉冷却材浄化装置を得る
ことにある。

［発明の概要］ 本発明の特徴は再循環ポンプ、再生熱交換器。

非再生熱交換器、ろ過説塩器及び、配管、弁を有する原
子炉冷却材浄化系において、前記再生熱交換器の胴側に
原子炉補機冷却系を接続し、かつ前記非再生熱交換器の
管側出口から原子炉給水系への戻り配管に連通ずるバイ
パスラインを設けたことにある。

残留熱除去系の熱交換器は崩壊熱を一旦プール水に落と
し、そのプール水の熱を補器冷却系で除去するようにな
っているがプール水と補器冷却水の温度差が小さいため
、非常に効率が悪くなっている。このため大きな熱交換
器容量を必要とし、熱交換器の大きさが大きいものとな
っている。

一方、ＣＵＷの熱交換器を残留熱除去のための熱交換器
として利用した場合は、直接炉心の冷却材を冷却できる
ので効率良く、熱交換器も小型のもので十分である。従
って事故時にＣＵＷの熱交換器を利用できれば、本来の
残留熱除去系の熱交換器の１系統の削除、あるいは容量
低減が可能となってプラント合理化が期待できる。

しかし、従来の再循環ループを持つＢＷＲでは設計基準
事故である再循環配管破断を想定した場合、ＣＵＷへの
冷却材の吸込は吸込管が再循環配管に接続されている為
不可能となり、事故時にＣＵＷの熱交換器を利用するこ
とは、困難であった。

一方、ＡＢＷＲでは、再循環配管がないため、設計基準
事故及びその他の事故時の炉心冠水維持が可能であり、
事故時であっても冷却材をＣＵＷにおける熱交換器に吸
込むことが可能である。

本発明は特にＡＢＷＲを対象として、事故時にＣＵＷの
熱交換器が残留熱除去の熱交換器として効率的に利用で
きるように、事故時にＣＵＷの再生熱交換器を単に補機
冷却系で冷却する非再生熱交換器として利用するように
したものである。

［発明の実施例］ 第２図は再循環ループ型の従来のＢＷＲプラントで実施
している冷却材浄化系（ＣＵＷ）を示したものである。

ＣＵＷ構成は、再循環ループ１に接続されている冷却材
の吸込配管２、冷却材を駆動する５０％容量２系統から
なる再循環ポンプ３、冷却材を冷却する再生熱交換器４
、同じく非再生熱交換器５．冷却材を浄化するろ通説塩
器６、浄化した冷却材を圧力容器７に戻すため給水配管
８に接続された戻り配管９から成っている。

また、この他にも圧力容器７の底部から冷却材を吸込む
ための吸込配管１０（通常運転時は閉となっている）、
及び非再生熱交換器５に除熱のため冷却水を送る補機冷
却水配管１１がある。

これらの系統の運転は以下のようにして行う。

２台の再循環ポンプ３により約１６４ｒｒ？／ｈｒ（８
２ｒｎ’／ｈｒ／台）の冷却材を再循環ループ１の吸込
側から温度約２８０℃の状態で抽出し、再生熱交換器４
．及び非再生熱交換器５に導く。再生熱交換器４ではろ
通説塩器６からの戻り冷却材と熱交換し、非再生熱交換
器５では補機冷却水と熱交換する。非再生熱交換器５の
出口温度は約４９℃になる。冷却材は次にろ通説塩器６
に導びかれ、フィルタにより浄化される。また、長時間
運転によりフィルタの交換を必要とする場合は、バイパ
ス配管１２ａによりろ通説塩器６をバイパスすることも
可能となっている。ろ過説塩器６を出た冷却材は再生熱
交換器４の胴側に導びかれ、原子炉給水温度と同じ約２
２０℃に昇温したのち給水配管８に戻り、給水と一緒に
圧力容器７に戻される。

従来プラントのＣＵＷは、冷却材を再循環ループ１から
抽出しているので、再循環配管の破断事故時にはＣＵＷ
の熱交換器を残留熱除去の熱交換器として使用するのは
本質的に不可能である。また、再循環配管破断以外の事
故であって、炉心の冠水維持が可能でありＣＵＷの熱交
換器が利用できる状態であっても、このままでは非再生
熱交換器５でせっかく除熱しても再生熱交換器４で昇温
しで炉心に戻すので結果的には残留熱の除熱機能は全く
期待できない状態である。

次に、本発明の具体的実施例を第１図により説明する。

図はＡＢＷＲプラントを対象としたものでＡＢＷＲでは
再循環ループがないためＣＵＷへの冷却材の抽出は、残
留熱除去系（ＲＨＲ）の配管１２を介して行っている。

本発明では更に次の系統を追加している。

（１）再生熱交換器４の胴側に事故時原子炉補機冷却水
を注入することができる原子炉補機冷却系配管１１ａを
設置する。

（２）事故時にろ通説塩器６及び再生熱交換器４の胴側
をバイパスすることのできるバイパスライン１３を非再
生熱交換器５管側出口と戻り配管９とを連通ずる。

上記（１）、（２）で追設する各配管１１ａ、１３には
隔離弁１４．１５が設置されており、通常時には閉とな
っていて本来のろ通説塩器６としての機能、及び再生熱
交換器４としての機能を発揮するようになっている。

一方、事故時に炉心の残留熱を除去する場合には補機冷
却系１１ａの隔離弁１４と、バイパスライン１３の隔離
弁】５を閉とする。これと同時に非再生熱交換器５の出
口からろ通説塩器６に通じる配管に追設した隔離弁１６
、と再生熱交換器４からの戻り配管９に追設した隔離弁
１７を閉とする。

この結果、非再生熱交換器５の出口から直接給水配管８
に戻るラインが形成され、再生熱交換器４は非再生熱交
換器５と同様に単に除熱のみの熱交換器としての機能を
発揮することになり、ＣＵＷ熱交換器のトータルとして
の除熱能力を大巾に向上することが可能となる。このよ
うにすることにより、ＣＵＷの熱交換器をＲＨＲの熱交
換器と同様な残留熱除去の機能を有するものとすること
ができ、本来のＲＨＲ熱交換器の系統数の削減、または
容量低減を達成できる。

次に、事故時に炉心の残留熱をＣＵＷの熱交換器を利用
して除熱する場合のＣＵＷシステム流量について検討し
た結果を以下に説明する。検討は現ＲＨＲ熱交換器１系
統が除熱できる容量と同程度の容量を有するためのＣＵ
Ｗシステム流量という観点で行った。ＲＨＲのプール水
冷却モードにおける除熱量はプール水温を５２℃とした
場合は約１．０Ｘ１０’　ｋｃａｌ／ｈｒであるが、プ
ール水温が上昇した場合には除熱量も増加し、最大では
約２．０Ｘ１０’　ｋｃａ　ｌ／ｈｒになると予想され
る。

一方、本発明におけるＣＵＷ熱交換器の除熱量は炉心が
１００℃沸騰状態にあり、補器冷却水温度を３２°Ｃと
した場合、冷却材流置駒１５０ｔｏｎ／ｈｒ（１００℃
、給水流量の２％）で約６．６ＸＩＯ’　　ｋＣＡ　ｌ
／ｈ　ｒ、流置駒５００ｔｏｎ／ｈ　ｒで約２．２Ｘ１
０７　ｋｃａｌ／ｈｒである。

従ってＣＵＷシステム流量が約５００ｔｏｎ／ｈｒ（給
水流量の約７％）−であればＲＨＲの熱交換器除熱量と
同程度の除熱量を有することができ、ＲＨＲＩ系統の削
減が可能となる。

但し、このためにはＣＵＷシステム容量も増加しなくて
はならないがコスト的には、ＣＵＷ容量の増加によるコ
ストアップ分よりＲＨＲの削減効果の方がはるかに大き
いことは明らかである。この理由はＣＵＷの方が温度差
を大とできるためである。

第３図は本発明の他の実施を示すものである。

この実施例では、再生熱交換器４と非再生熱交換器５を
事故時には並列に接続するようにしたものである。すな
わち、再生熱交換器４の管側から出た冷却材を非再生熱
交換器を経由せず非再生熱交換器５の出口に直接導びく
為のバイパスライン配管１８、及びこのパイパスライン
配管１８を隔Ｃ准する隔離弁１９を設置している。更に
、再循環ポンプ３から出た冷却材を直接非再生熱交換器
５管側入口に導びくためのバイパスライン配管２０、及
びバイパスライン配管２０を隔離するための隔離弁２１
を設置している。

また、再生熱交換器４から非再生熱交換器５に通じる配
管には隔離弁２２を設置する。

事故時には上記バイパスライン配管の隔離弁１９．２１
を開とすることにより、また再生熱交換器４から非再生
熱交換器５に通じる配管の隔離弁２２を閉とすることに
より再循環ポンプ３から出た冷却材は並列に再生熱交換
器４、及び非再生熱交換器５の管側入口に導びかれる。

この結果、非再生熱交換器５にも炉心の高温の冷却材が
直接流入するので除熱効率は再生熱交換器と同様に向上
させることが可能となる。

本実施例によれば再生熱交換器４．及び非再生熱交換器
５トータルでの除熱量は第１図に示す直列接続の場合と
比較し約１．４倍である。従ってＲＨＲ熱交熱交換器底
１度熱量を確保するためのＣＵＷシステム流量は約４０
０ｍ／ｈｒ（給水流量の約５％）でよい。すなわち、給
水流量の５％程度の冷却材流量であればＲＨＲの１系統
を削減することが可能となる。

第４図は同じく本発明の更に他の実施例を示したもので
ある。この実施例は、ＲＨＲからの吸込配管２を他のＲ
ＨＲからも吸込めるように２系統設置した場合のもので
ある。すなわち吸込配管２には切り換え弁２３が設置さ
れており、ＲＨＲの配管破断を想定した場合であっても
切り替え弁２３の操作により他のＲＨＲに接続された吸
込配管２から冷却材を吸込むことができる。

このように構成することにより、あらゆる配管破断の事
故に対しＣＵＷ熱交換器の残留熱除去機能を確保するこ
とが可能となる。

上述した本発明によれば、事故時炉心の残留熱を直接Ｃ
ＵＷの熱交換器を用いて効率良く除熱することができる
ので、従来のＲＨＲの系統数の削減、あるいは少なく見
積っても３０％の容量低減効果が期待でき１合理的なプ
ラントを得ることが可能となる。

また、常用系であるＣＵＷを事故時にも使用することに
より、常時運転しているものを事故時においてもそのま
ま継続して使用することになり、これによりプラントの
信頼性、安全性を向上できる。

更に、本発明によれば炉心が高温、高圧の状態でも使用
可能（ＲＨＲでは約１０ｋｇ／ａｌまで減圧しないと使
用不可）であるので、例えば高温待機運転時、従来逃が
し安全弁（ＳＲＶ）により制御していたものを本系統で
代用することも可能である。その結果、炉水を圧力バウ
ンダリの外に放出することなく、（すなわち、原子炉格
納容器（ｐｃｖ）はきれいな状態のまま）圧力制御でき
るので、安全性を著しく向上させることが可能である。

［発明の効果コ 以上説明したように、本発明によれば、原子炉冷却材浄
化系（ｃｕ’ｗ）の熱交換器を事故時の残留熱除去のた
めの熱交換器として利用できるように構成しているので
、従来残留熱除去系の熱交換器容量を低減することがで
きるという効果が得られる。

図面の簡単な説明 第１図は本発明の一実施例を示す系統図、第一２図は従
来装置の一例を示す系統図、第３図は本発明の他の実施
例を示す系統図、第４図は本発明の更に他の実施例を示
す系統図である。

［符合の説明］ １・・・再循環ループ、２・・・ＣＵＷ吸込配管、３・
・・ＣＵＷ再循環ポンプ、４・・・再生熱交換器、５・
・・非再生熱交換器、６・・・ろ過説塩器、７・・圧力
容器、８・・・給水配管、９・・・ＣＵＷ戻り配管、１
０・・・圧力容器底部ＣＵＷ吸込配管、１１・・・原子
炉補機冷却系、１１ａ・・・原子炉補機冷却系配管、１
２・・・残留熱除去系配管、１２ａ・・・ろ過説塩器バ
イパスライン、１３・・・バイパスライン配管、１４・
・・原子炉補機冷却系隔離弁、１５・・・バイパスライ
ン配管隔離弁、１６・・・ろ過説塩器ライン配管隔離弁
、１７・・・ＣＵＷ戻り配管隔離弁、１８・・・非再生
熱交換器バイパスライン配管、１９・・・非再生熱交換
器バイパスライン配管隔離弁、２０・・・再生熱交換器
バイパスライン配管、２１・・・再生熱交換器バイパス
ライン配管隔離弁、２２・・・再生熱交換器、非再生熱
交換器接続配管隔離弁、２３・・・ＣＵＷ吸込配管切替
弁 代理人弁叩士　小　月１　勝　男。

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Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 出口から直接非再生熱交換器の管側入口に導びくバイパ
   スラインを設け、かつ再生熱交換器管側出口から非再生
   熱交換器をバイパスして直接原子炉給水系への戻り配管
   に連通するバイパスラインを設けたことを特徴とする原
   子炉冷却材浄化装置。 ３、特許請求の範囲第１項又は第２項において、原子炉
   から前記原子炉冷却材浄化装置に導びく吸込配管を２系
   統の残留熱除去系吸込配管と連通させたことを特徴とす
   る原子炉冷却材浄化装置。