JPS6298294A

JPS6298294A - 原子炉内再循環ポンプの冷却設備

Info

Publication number: JPS6298294A
Application number: JP60237492A
Authority: JP
Inventors: 和司夏井
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1985-10-25
Filing date: 1985-10-25
Publication date: 1987-05-07

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】〔発明の技術分野〕本発明は原子炉冷却材を循環させる原子炉内再循環ポン
プのモータを冷却する原子炉内再循環ポンプの冷却設備
に関する。

〔発明の技術的背景とその問題点〕

一般に原子炉内再循環ポンプは、原子炉圧力容器の下部
に複数台配設され、原子炉圧力容器内の冷却材を原子炉
圧力容器内で強制循環させることで、原子炉圧力容器内
での蒸気発生を効率よく行なうように作用している。

例えば原子炉内再循環ポンプ１は、第２図に示すように
、原子炉圧力容器２の内部に配設されるインペラ３およ
びディフューザ４と、原子炉圧力容器２外に設けたモー
タケーシング５内に配設されるシャフト６およびこのシ
ャフト６に外嵌されるモータロータ７と、モータケ−シ
ンク５の内面に固設されるモータステータ８を有して構
成され、シャフト６の下端にモータ冷却水用補助インペ
ラ９が付設される。この補助インペラ９の回転によって
モータ冷却水をモータケーシング５内に送り込み、モー
タを冷却するように構成されている。

また、再循環ポンプ１に対して一対のループ配管１０を
介して再循環ポンプ冷却器１１が接続され、原子炉格納
容器の外部から冷却水配管を介して通水される原子炉補
機冷却系の系統水により熱交換されたモータ冷却水をル
ープ配管１０を通してモータケーシング５内に送り込む
ようになっている。

以上の構成によって、原子炉運転時、原子炉圧力容器２
内の水温が約２８０℃程度の高温となっても、モータケ
ーシング内の水温を約６０℃以下の低温に保つことがで
き、モータケーシング５内に設けたモータステータ８の
巻線絶縁材や２次シール１２のシールゴム材等の高分子
材料を熱的に保護することができる。

しかしながら、原子炉運転の際、再循環ポンプ運転時に
はモータ冷却水は、シャフト６に取付けられた補助イン
ペラ９によって駆動され、モータを冷却するように設計
されているため、再循環ポンプ１が故障等により停止し
た場合には、補助インペラ９による冷却機能が停止し、
停止中の再循環ポンプ１はモータ部への原子炉圧力容器
２がら伝わる熱を、再循環ポンプ冷却器１１との間のモ
ータ冷却水の自然循環流により冷却せざるを得す、従っ
て、十分な自然循環力を確保するように再循環ポンプ冷
却器１１は、原子炉圧力容器２を内蔵している原子炉格
納容器内に設置されている。

ところで、沸騰水型原子力発電プラントにおいては、原
子炉施設の故障や破損などに起因して燃料の溶融や大量
の放射性物質の放散の可能性がある場合など、はとんど
起り得ないであろうと思われる事故及び故障を想定し、
これらを抑制もしくは防止するために、原子炉格納設備
および非常用炉心冷却設備からなるいわゆる工学的安全
施設を具備している。

原子炉格納施設の一つには、原子炉格納容器があり、非
常用炉心冷却設備の一つには、残留熱除去設備があり、
原子炉の停止時および原子炉の隔離時の崩壊熱および残
留熱を除去し、原子炉を常温まで冷却する残留熱除去系
（図示せず）を設けている。なおこの残留熱除去系の運
転モードの一つに、原子炉格納容器のサプレッション・
チェンバのプール水温度を所定の温度（約３５℃）以下
に冷却させるサプレッション・チェンバ・プール水冷却
系がある。残留熱除去系のサプレッション・チェンバ・
プール水冷却系は、サプレッション・チェンバのプール
水をポンプによって配管を通して熱交換器へ供給し、熱
交換器でプール水を所定の温度（約３５°Ｃ）以下に冷
却したのち、再びサプレッション・チェンバへ戻してお
り、その熱交換器の冷却水源としては、原子炉補機冷却
水を使用している。

しかし、残留熱除去系の熱交換器の伝熱容量は、非常に
大きい。例えば原子炉内再循環ポンプの冷却設備の必要
冷却負荷よりも十分に大きいものである。またサプレッ
ション・チェンバのプール水数も非常に多く、例えば原
子炉内再循環ポンプの冷却設備の必要冷却水量よりも遥
かに多いものである。この反面残留熱除去設備は、原子
炉が通常退転しているときに作動していないもので、サ
プレッション・チェンバ・プール水の冷却系も、プール
水が水温上昇した場合に運転されるものである。このよ
うに原子炉格納容器施設において、原子炉再循環ポンプ
の冷却設備と残留熱除去系との冷却水源が、それぞれ格
納容器外の原子炉補機冷却水を利用するシステムでは、
冷却水源の利、用から不経済であるばかりでなく、外部
からの配管途中に隔離弁などの安全防護施設を設けるな
どでＪ転作動中の監視場所が多いことになってプラント
の安全性、信頼性から問題である。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、原子炉内再循環ポンプの冷却設備と残
留熱除去系の設備協調を計り、よってプラント段位の有
効利用と設備の信頼性の向上を計った原子炉内再循環ポ
ンプの冷却設備を提供することにある。

〔発明の概要〕

本発明は、原子炉内再循環ポンプの冷却設備における再
循環ポンプ冷却器の冷却水源としてサプレッション・チ
ェンバ・プール水を利用し、残留熱除去系を原子炉通常
運転中も作動させるように構成した原子炉内再循環ポン
プの冷却設備に関するものである。− 〔発明の実施例〕以下本発明の一実施例を第１図を参照して説明する。

なお、第１図において第２図と同一部分につ４Ｎでは同
一符号を付す。

第１図において、原子炉格納容器２０内はドライウェル
２１とサプレッション・チェンバ２２とに分割されてい
る。ドライウェル２１には、原子炉圧力容器２が設置さ
れ、この原子炉圧力容器２の下部には、その周方向に沿
って原子炉内蔵型の複数の原子炉内再循環ポンプ１が環
状に設置されており、この原子炉内再循環ポンプ１の駆
動によって原子炉圧力容器２内で冷却材を強制循環させ
、蒸気の発生を有効的に行なわせると共に、冷却材の流
量を変化させることで発生蒸気量（炉熱出力）を制御し
ている。

そして、原子炉内再循環ポンプ１のモータケーシング５
内部には、この再循環ポンプ１を駆動させるウェットモ
ータ　（図示せず）が内蔵されており、モータ冷却水用
補助インペラ９の回転により、モータ冷却水をモータケ
ーシング５内に送り込み、このモータを冷却するように
している。

すなわち、再循環ポンプ１に対して一対のループ配管１
０を介して再循環ポンプ冷却器１１が接続され、サプレ
ッション・チェンバ・プール水により熱交換されたモー
タ冷却水をループ配管１０を通してモータケーシング５
内に送り込み、モータケーシング５内の水温を約６０℃
以下の低温に保っている。

また、原子炉内再循環ポンプの冷却設備の冷却水源とし
ては、サプレッション・チェンバ２２のプール水２３を
使用している。すなわち、サプレッション・チェンバ２
２のプール水２３をポンプ２４で汲み上げ、これを配管
２５を通して再循環ポンプ冷却器１１に導いている。再
循環ポンプ冷却器１１で熱交換の仕事をした冷却水は、
配管２６を介して再びサプレッション・チェンバ２２内
に導びかれている。このサプレッション・チェンバ２２
のプール水２３を冷却水源とする原子炉内再循環ポンプ
の冷却設備の再循環ポンプ冷却器１１によってモータ冷
却水は約６０℃以下に保つことができる。しかも冷却水
源の系統は、すべて原子炉格納容器２０内による閉回路
で構成され、隔離弁などの安全保護施設を設ける必要が
なく、設備の安全性を増すことができる。

また、残留熱除去系は原子炉格納容器２０の外部に設け
た第１隔離弁２７を有する配管２８、ポンプ２９、熱交
換器３０および第２隔離弁３１を有する配管３２から構
成されている。すなわち、サプレッション・チェンバ２
２のプール水２３を第１隔離弁２７を有する配管２８を
介してポンプ２９で汲み出して熱交換器３０に供給する
。この熱交換器３０でプール水２３を所定の温度（約３
５°Ｃ）以下に冷却した後、このプール水は隔離弁３１
を有する配管３２を介して再びサプレッション・チェン
バ２２に戻されている。また、前記熱交換器３０の冷却
水源は、原子炉補機冷却水系３３から導いて使用してい
る。

しかして、残留熱除去系における熱交換機３０の伝熱容
量は、非常に大きく原子炉内再循環ポンプ冷却器１１の
必要冷却負荷よりも十分に大きい。またサプレッション
・チェンバ２２のプール水２３の水量も非常に多く、原
子炉内再循環ポンプ１の冷却器１１の必要冷却水量より
も十分に多いものである。

すなわちサプレッション・チェンバ２２のプール水２３
を原子炉内再循環ポンプ１の再循環ポンプ冷却器１１の
冷却水源としても、面冷却系統に何ら支障をきたすこと
はない。

したがって、従来と同じ残留熱除去系におけるサプレッ
ション・チェンバ２２のプール水２３の冷却モードを原
子炉の通常運転中に作動させることにより、その設備容
量を何ら変えることなく、原子炉内再循環ポンプ１の冷
却設備の冷却水源として、サプレッション・チェンバ２
２のプール水２３を使用することが可能である。これは
従来原子炉の通常運転中に作動させていない残留熱除去
系のプラント設備の有効活用であり１元来非常用炉心冷
却系の一つである設備に対する通常監視の役目をも果す
ことになる。また原子炉内再循環ポンプ１の冷却設備は
、原子炉格納容器２０内において閉回路で構成されるこ
とから、従来のように原子炉格納容器２０の外部から導
いた場合に比ｌ＼て、隔離弁などの安全防護施設を設け
ることなく、監視ポイントの減少とともに原子炉格納容
器２０の健全性を向上させる。

なお図面においては、原子炉内再循環ポンプの冷却設備
において、ポンプ２４をドライウェル２１内に設けた場
合を示しているが、このポンプをサプレッション・チェ
ンバ２２内に設けてもよい。さらにポンプ２４に点線で
示すバイパス配管３４を設け、この配管３４に弁３５、
フィルタ３６を設けて、適宜プール水２３の一部をバイ
パス配管３４に導くことにより浄化系として利用するこ
ともできる。

〔発明の効果〕

以上のように本発明においては、原子炉内再循環ポンプ
の冷却設備の冷却水源としてサプレッション・チェンバ
内のプール水を利用し、しかもこのプール水の冷却系で
ある残留熱除去系を原子炉通常運転中においても適宜作
動させるように構成したことにより、原子炉内再循環ポ
ンプの冷却設備はプラント設備の有効活用と相まって、
原子炉内再循環ポンプのモータ冷却が効率よく行なわれ
、かつ冷却設備が原子炉格納容器内で閉口、路で完成す
ることから、隔離弁などの安全防護施設を設ける必要が
なく、プラントの信頼性の向上を計ることができた。

【図面の簡単な説明】第１図は本発明による原子炉内再循環ポンプの冷却設備
の系統図、第２図は従来の原子炉内再循環ポンプおよび
冷却設備を示す縦断面図である。１・・・原子炉再循環ポンプ２・・・原子炉圧力容器１１・・・再循環ポンプ冷却器２０・・・原子炉格納容器　２１・・・ドライウェル２
２・・・サプレッション・チェンバ２３・・・サプレッション・チェンバ・プール水２４．
２９・・・ポンプ　　１０，２５，２６，２８，３２．
３４・・・配管２７．３１・・・隔離弁　　　３０・・
・熱交換器３３・・・原子炉補機冷却設備　　３５・・
・バルブ３６・・・フィルタ代理人　弁理士　則　近　憲　佑同　　三俣弘文

Claims

【特許請求の範囲】

（１）原子炉内再循環ポンプのモータ冷却水を所定の温
度以下に維持させる原子炉内再循環ポンプの冷却系と、
残留熱除去設備における原子炉格納容器のサプレッショ
ン・チェンバのプール水を所定温度以下に維持するプー
ル水冷却系とを備え、前記原子炉内再循環ポンプの冷却
系の冷却水源としてサプレッション・チェンバのプール
水を利用するとともにそのサプレッション・チェンバの
プール水冷却系を原子炉の通常運転中も適宜作動させる
ように構成したことを特徴とする原子炉内再循環ポンプ
の冷却設備。