JPS63173997A - 加圧水型原子炉の非常用炉心冷却設備 - 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】 （イ）発明の目的 ［産業上の利用分野］ この発明は原子炉発電プラントにおいて非常用炉心冷却
装置が作動するような原子炉事故に好適に対応する非常
用炉心冷却設備の改良に関するものである。

［従来の技術］ 第３図は、蒸気発生器及び１次冷Ｗ材ポンプをそれぞれ
２基づつ有する２ループプラントの１次冷却系を示す系
統図である。但し、この図ではループの一部を省略して
いる。

加圧木型原子炉の１次冷却系設備は、原子炉容器１、蒸
気発生器２．１次冷却材ポンプ３、及び、これらを接続
する１次冷却材配管からなる１次冷却系ｎルー７６及び
加圧器４で構成されている。

原子炉容器の中の炉心１０で加熱された１次冷却材は、
原子炉容器１から高温側配管５を経て蒸気発生器２へ輸
送され、そこで蒸気発生器内の伝熱管８を介して２次冷
却材に熱交換する。そして、蒸気発生器で冷却された１
次冷却材は１次冷却材ポンプ３により水頭が付与され、
低温側配管７を経て再び原子炉容器１に供給される。な
お、図示していないが蒸気発生器２では、放射性物質を
含まない２次冷却系の水が蒸気に変換され、タービン系
へ供給される。

ところで、１次冷却系圧力の大幅な圧力低下をもたらし
て非常用炉心冷却装置が作動するような事故、例えば１
次冷却系の配管等の破断事故、すなわち１次冷却材喪失
事故時には、配管破断箇所９からの１次冷却材の系外へ
の流出により“炉心１０は一旦露出し、その後は非常用
炉心冷却系の作動により炉心は冠水され、事故終息に至
る。しかしながら、原子炉停止後も引き続き炉心崩壊熱
を除去する必要があり、非常用炉心冷却設備は長期に亙
る炉心冷却の機能も要求される。

このため、従来の加圧水型原子カプラントの非常用炉心
冷却設備は、事故発生直後に緊急かつ大同の非常用冷却
水を１次冷却水ループの低温側配管７に注入し原子炉容
器に蓄積せしめる蓄圧系注水設備（蓄圧器１２）と、炉
心再冠水時に消費される冷却材とその後長期に亙る炉心
崩壊熱による冷却材の蒸気放散弁を補給するためのポン
プ注入設備１３．１４とから構成されている。

ここで、蓄圧系注水設備の蓄圧器１２は第３図に示すよ
うに内部に非常用冷却水として蓄圧器注入水１２ａを保
有し、液面上部には加圧された窒素ガス１２ｂが封入さ
れている。また、液相部は逆止弁１１を介して配管１８
にて低温側配管７に連通しており、１次冷却材喪失事故
時には１次系の圧力が蓄圧器の保持圧力（加圧封入ガス
の圧力）以下に低下すると逆止弁１１が自動的に作動し
蓄圧器注入水１２ａを１次冷却系に注入し炉心１０を緊
急に冷却するものである。

一方、ポンプ注入設備は、非常用冷却水タンク１５を水
源とする低締切圧力の低圧注入ポンプ１３ａ及び高締切
圧力の高圧注入ポンプ１４ａを起動することにより、低
温側配管７より１次冷却系に非常用冷却水を注入する。

ここで、低圧注入ポンプ１３ａの機能は１次冷却系６の
圧力が十分低下する大破断ＬＯＣＡ時に大容量の非常用
冷却水を注入することにより、蓄圧器１２注入終了後の
炉心冠水維持も計り、高圧注入ポンプ１４ａは、蓄圧器
１２の設定圧力及び低圧注入ポンプ１３ａの締切圧力ま
で１次冷却系の圧力が低下しないような小破断ＬＯＣＡ
時に、高圧注入ポンプ１４ａ単独で、炉心崩壊熱による
蒸散量を補給することにより炉心の冠水を維持し、長期
に厘る炉心冷却を行う。

［発明が解決しようとする問題点］ これら、蓄圧器、低圧注入ポンプ、高圧注入ポンプから
構成される非常用炉心冷却設備（技術Ａと呼ぶ）は、機
能的には優れたものであるが、小破断ＬＯＣＡに対して
は、蓄圧器は作動しないため、その分高圧注入ポンプ容
量を大きくする必要がある。

一方、窒素ガスを駆動源とする蓄圧器に類似したもので
、窒素ガス圧力の代りにタンク保有水の自重を駆動力と
して注入する方法もある（例えば特公昭６１−２３５１
８号公報参照）。この技術は、冷却水タンクの上部と原
子炉圧力容器の気相部とを配管で連通させておき、一方
、冷却水タンクの下部と原子炉圧力容器の液相部とを通
常時閉の隔離弁を有する配管で連結し、冷却材喪失事故
時には、原子炉圧力容器１の圧力低信号により隔離弁を
開とすることにより、冷却水タンクを開放系にし冷却水
タンク保有水の自重より注入配管より原子炉圧力容器に
冷却水を注入せしめるものである。

しかしながら、この方法では、注入系の駆動源は冷却水
タンク保有水の自重のみであることから大きな駆動力を
得ることができず、上記の蓄圧器のように短期間で大傷
の注入を行わせるのには現実的に不可能である。また、
加圧水型軽水炉プラン１−の場合には、原子炉圧力容器
全体はサブクール状態であり、事故時でも、破損の規模
にもよるが、原子炉圧力容器内は気液混合の二相状態が
長く続くことから原子炉圧力容器の上部と冷却水タンク
の上部とを配管で連結したとしても、配管内に冷却水が
流れ込むことにより、冷却水タンクの自重による注入配
管から原子炉圧力容器への冷却水の注入が阻害され、冷
が水タンクの注入機能が著しく損われる恐れがある。

従って、加圧水型軽水炉プラントに上記冷却水タンクを
適用する場合には、冷却水タンク上部に接続する圧力開
放管は原子炉圧力容器ではなく、自由液面の存在する加
圧器の上部に接続する必要がある。

このような従来の技術によれば、蓄圧器を有する非常用
炉心冷却設備（従来技術Ａ）の場合は大破断ＬＯＣＡ時
には、蓄圧器１２、低圧注入ポンプ１３ａ及び高圧注入
ポンプ１４Ｈのすべてが作動し炉心冷却が行なわれるが
、蓄圧器注入終了後の炉心冷却には大容量の低圧注入ポ
ンプ１３ａだけで十分であり、高圧注入ポンプ１４ａに
よる注入はむしろ過剰注入となる。一方、小破断ＬＯＣ
Ａ時には、蓄圧器１２及び低圧注入ポンプ１３ａによる
注入はなされず、高圧注入ポンプ１３ａ単独で炉心崩壊
熱による蒸気放散量（第２図Ａ）を上まわる量の冷却水
を注入する必要があり（第２図Ｂ）、これＣｔ高圧注入
ポンプ１４ａについての条件を厳しくする。このように
従来の技術は破断事故の大きさに対してそれぞれの設備
を設けており設備構成は効率的でない。

一方、蓄圧器の代りに冷却水タンク保有水の自重により
注入する従来技術（技術Ｂ）は、窒素ガスで高圧状態に
加圧されている蓄圧器のように、短期に大流量を得るこ
とはできなく、小流量で長期間の注入を継続するのに適
したもので、この技術で大流量を得ようとすると、タン
ク位置を高レベルにし、かつ大口径の配管を必要とする
為、経流性、耐震性の問題から非常な困難を伴う。更に
、この技術を原子炉圧力容器上部に蒸気相ができにくい
加圧水型軽水炉プラントにそのまま適用しようとすると
、前述したように、冷却水タンクの注入機能が著しく損
われる。

この発明は、上記の如き事情に鑑みてなされたものであ
って、従来の技術がもつ設備の効率が低い問題を解決す
るため、１次冷却材事故の種類（破断の大きさ）による
蓄圧器と高圧注入ポンプへの機能要求の違い、並びに、
高圧注入ポンプ必要注入ｍが炉心崩壊熱の減衰と共に時
間依存で低減して行く（第２図Ａ）ことに着目し、小破
断しＯＣＡ時に蓄圧器１２を高圧注入系１４の一部とし
て共用させることにより、比較的大容量の冷却材注入を
必要とする事故初期に高圧注入ポンプ１４ａの負担（容
量）を軽減し、高圧注入ポンプの容量を削減（第２図Ｄ
）することをｑ能にし、持てる設備を有効に活用して原
子炉の安全を向上させる得る加圧水型原子炉の非常用炉
心冷却設備を提供することを目的とするものである。

（ロ）発明の構成 Ｅ問題を解決するための手段］ この目的に対応して、この発明の加圧水型原子炉の非常
用炉心冷却設備は、蓄圧器の液相部と原子炉１次冷却系
との間を前記原子炉１次冷却系に向う流れを許容する液
相逆止弁を介して配管にて接続しかつ前記蓄圧器の気相
部と加圧器の気相部との間を前記蓄圧器の前記気相部に
向う流れを許容する気相逆止弁を介して配管にて接続し
てなる蓄圧器注入系と、非常用冷却水タンクと前記蓄圧
器注入系の前記液相逆止弁の上流側配管との間をポンプ
及び止弁を介して配管にて接続してなる高圧注入系と、
及び前記非常用冷却水タンクと前記蓄圧器注入系の前記
液相逆止弁の上流側配管との間をポンプ及び止弁を介し
て配管にて接続してなる低圧注入系とを備えることを特
徴としている。

以下、この発明の詳細を一実施例を示す図面について説
明する。

第１図において、１０１は加圧木型原子炉の１次冷Ｗ系
設備であり、１次冷却系設置ｆｉ１０１は原子炉容器１
、蒸気発生器２．１次冷却材ポンプ３、これらを接続す
る１次冷却材配管からなる１次冷却系閉ループ６、加圧
器４、及び非常用炉心冷却設備１０２で構成されている
。

非常用炉心冷却設備１０２は蓄圧器注入系１０３と低圧
注入系１３と高圧注入系１４とからなっている。

蓄圧系注入系１０３は蓄圧器１２を備え、蓄圧器１２の
液相部１２ａは配管１８によって１次冷却系閉ループ６
の低温側配管７に接続している。

配管１８には逆止弁１１が設けられている。逆止弁１１
は蓄圧器１２から低温側配管７に向う方向の流れだけを
許容する。

蓄圧器１２の気相部１２ｂは配管１９によって加圧器４
の気相部４ａに連通している。配管１９には止弁１９及
び逆止弁１６が設けられている。

逆止弁１６は加圧器の気相部４ａから蓄圧器１２の気相
部１２ｂに向う方向の流れだけを許容する。

低圧注入系１３は後述する高圧注入系１４と共用の非常
用冷却水タンク１５を備え、非常用冷却水タンク１５は
配管１３ｂによって蓄圧器注入系１０３の逆止弁１１の
上流側において配管１８に接続している。配管１３ｂに
はポンプ１３ａ、止弁１３Ｇ、１３ｄ１逆止弁１３ｅ、
１３ｆが設けられている。逆止弁１３ｅ、１３ｆは非常
用冷却水タンク１５から配管１８に向う方向の流れのみ
を許容する。

高圧注入系１４は前述する低圧注入系１３と共用の非常
用冷却水タンク１５を備え、非常用冷却水タンク１５は
配管１４ｂによって蓄圧器注入系１０３の逆止弁１１の
上流側において配管１８に接続しでいる。配管１４ｂに
はポンプ１４ａ、止弁１４ｃ、１４ｄ、逆止弁１４ｅ、
１４ｆが設けられている。逆止弁１４ｅ、１４ｆは非常
用冷却水タンク１５から配管１８に向う方向の流れのみ
を許容する。

［作用］ このように構成された非常用炉心冷却設備１０２の作用
は次の通りである。

原子炉容器の中の炉心１０で加熱された１次冷却材は、
原子炉容器１からＩＳ温側配管５を経て蒸気発生器２へ
輸送され、そこで蒸気発生器内の伝熱管８を介して２次
冷却材に熱交換する。そして、蒸気発生器で冷却された
１次冷却材は１次冷却材ポンプ３により水頭が付与され
、低温側配管７を経て再び原子炉容器１に供給される。

なお、図示していないが蒸気発生器２では、放射性物質
を含まない２次冷却系の水が蒸気に変換され、タービン
系へ供給される。

１次冷却材喪失事故時には、破断点９からの冷却材流出
により加圧器の自由液面４Ｃは急速に低下し、短時間で
加圧器下端に達する。まず小破断ＬＯＣＡの場合につい
て説明すると、事故時には１次冷却材ポンプは停止され
る為、加圧器４が接続されてる高温側配管５と蓄圧器１
２が接続されている低温側配管７との圧力差はほとんど
無いことから、蓄圧器の自由液面１２ｃのエレベーショ
ンに比して加圧器水位が十分低下すると、それを信号と
して、１次冷却系６の圧力が十分に低下しない小破ＩＦ
ｉＬＯｃＡ時でも、蓄圧器気相部１２ｂと加圧器気相部
４ａを接続する配管１９の止弁１７を開とすることによ
り、蓄圧器１２は自重（水頭差）により小流量でかつ長
期間の注入を行う（第２図Ｃ斜線部分）。この場合には
駆動力は自重だけである為に、注入流量は小流量でかつ
長期に亙っで注入され、はぼ第２図Ｃの斜線部分のよう
な注入特性を持つ為、小容量の高圧注入系１４の注入流
ｍ＜第２図Ｄ）と合せて第２図Ａに示す必要注入水ｆｉ
ｌｌ（炉心崩壊熱による蒸気放散量）を好適に満足する
。次に大破断ＬＯＣＡの場合について説明すると、１次
冷却系６の圧力が急速に大気圧付近まで低下する大破断
ＬＯＣＡ時には、蓄圧器に封入されている窒素が逆止弁
１６により加圧器４を経由して１次冷却系６に放出され
ないため、加圧器４の圧力が蓄圧器１２の圧力よりも低
くなっても蓄圧器１２の窒素ガスは加圧器４に流出する
ことはなく、蓄圧器１２の気相部１２ｂの窒素ガス１２
ｂと１次冷却系６との大きな差圧により従来と同じ注入
特性で短時間に大組の注入を行うことができる。

（ハ）発明の効果 このようにこの発明では従来の大破断ＬＯＣＡを対象に
設置されている蓄圧器を１次冷却系の圧力が十分に低下
しない小破断ＬＯＣＡ時にも有効に利用することができ
、そのため、小破断ＬＯＣＡを対象に設置されている高
圧注入系の容量を大幅に低減できる。また、これによっ
て設備の合理化が図られるのでコストダウンできる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の非常用炉心冷却設備の一実施例を示づ
図、第２図は高圧注入流量必要量の時間依存性と本発明
の非常用炉心冷却設備を適用した場合の小破断ＬＯＣＡ
時の注入特性を示すグラフ、及び第３図は従来の非常用
炉心設備及び１次冷却系を示す図である。 １・・・原子炉容器　　２・・・蒸気発生器　　３・・
・１次冷却材ポンプ　　４・・・加圧器　　４ａ・・・
気相部６・・・１次冷却系閏ルー１　７・・・低温側配
管１１・・・逆止弁　　１２・・・蓄圧器　　１３・・
・低圧注入系　　１３ａ・・・低圧注入ポンプ　　１３
ｂ・・・配管　　１３ｃ、１３ｄ・・・止弁　　１３ｅ
、１３ｆ・・・逆止弁　　１４・・・高圧注入系　　１
４ａ・・・高圧注入ポンプ　　１４ｂ・・・配管　　丁
４ｃ、１４ｄ・・・止弁　　１４ｅ、１４ｆ・・・逆止
弁　　１５・・・非常用冷却水タンク　　１６・・・逆
止弁　　１９・・・止弁　　１０１・・・加圧水型原子
炉の１次冷却系設備１０２・・・非常用炉心冷却設備　
　　１０３・・・蓄圧器注入系 特許出願人　　　　　三菱原子カニ業株式会社三菱重工
業株式会社 代理人弁理士　　　　　　　　川　井　治　男第２図 ８今　　　　　　開

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 蓄圧器の液相部と原子炉１次冷却系との間を前記原子炉
   １次冷却系に向う流れを許容する液相逆止弁を介して配
   管にて接続しかつ前記蓄圧器の気相部と加圧器の気相部
   との間を前記蓄圧器の前記気相部に向う流れを許容する
   気相逆止弁を介して配管にて接続してなる蓄圧器注入系
   と、非常用冷却水タンクと前記蓄圧器注入系の前記液相
   逆止弁の上流側配管との間をポンプ及び止弁を介して配
   管にて接続してなる高圧注入系と、及び前記非常用冷却
   水タンクと前記蓄圧器注入系の前記液相逆止弁の上流側
   配管との間をポンプ及び止弁を介して配管にて接続して
   なる低圧注入系とを備えることを特徴とする加圧水型原
   子炉の非常用炉心冷却設備