JPS6319597A - 原子炉の緊急注水装置 - 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】 ［産業上の利用分野］ 本発明は、例えば、加圧水型原子炉を有する原子力発電
プラントの緊急注水装置に関し、特にその蓄圧注水タン
クに関するものである。

［従来の技術］ 第７図は、蒸気発生器及び−次冷用材ポンプをそれぞれ
２基づつ有する２ル一プ原子力発電ブラントの一次冷却
系を示す系統図である。原子炉容器１の中の炉心１０で
加熱された一次冷却材は、原子炉容器１から一次冷却系
閉ループ６の高温側配管５を経て蒸気発生器２内のＵ字
形伝熱管８へ搬送され、そこで該伝熱管８の周囲を流れ
る二次冷　　　　−用材と熱交換する。蒸気発生器２で
冷却された一次冷却材は一次冷用材ボンプ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内に
戻される。　　・ このような一次冷却系において、その圧力の大巾な低下
をもたらし、緊急注水装置が作動するような事故、例え
ば、一次冷却系の配管等の破断事故に伴う一次冷却材喪
失事故時には、配管破断箇所９からの一次冷却材の系外
への流出により炉心１０は一旦露出し、その後は緊急注
水装置の作動により、やがて炉心１０は再び冠水される
。

この場合、原子炉は事故発生直後に停止されるが、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る。

仮に炉心が十分に冷却されず長期に渡り炉心の露出状態
が続く場合には、崩壊熱により炉心熔融のような最悪の
事態に至ることも想定される。従って、緊急注水装置は
、−次冷却材喪失事故時に、一次冷却系内に注入された
緊急冷却水を効率良く且つ早期に炉心に供給し蓄積させ
ることが重要である。

従来、このような蓄圧注水装置は、蓄圧注水タンク１７
と、低圧注入ポンプ１８と、高圧注入ポンプ１９とを備
えている。蓄圧注水タンク１２は、第７図に示すように
内部に非常用冷却水として注入水１３を保有し、液面上
部には加圧された窒素ガス１１が封入されている。また
、液相部は逆止弁１５を介して配管１４により低温側配
管７に連通しており、−次冷却材喪失事故時には一次冷
却系の圧力が注水タンク１２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１５が自動的に作動
し注入水１３を一次冷却系に多量に注入するものである
。

また、蓄圧注水装置の低圧注入ポンプ１８及び高圧注入
ポンプ１９は、注水タンク１２がその注入水１３を放出
した後も、長期に渡り、炉心ｌＯに非常用冷却水を供給
する必要があるために、大容量の水源タンク（図示せず
）に保有された水を一次冷却系に注入する。

二種類のポンプ１８．１９を備える理由は、ポンプヘッ
ドは低いが、比較的に大流量の低圧注入ポンプ１８と、
少流量ではあるが、比較的高い一次系圧力の時にも注入
可能な高ヘッドの高圧注入ポンプ１９とを組み合わせる
ことで、種々の一次冷却系圧力変化にも適切な安全注入
が実施できることによる。

典型的な一次冷却材喪失事故時に、どのように一次冷却
系圧力が変化し、この従来の緊急注水装置からどのよう
に非常用炉心冷却水が注入されるかについて第７図及び
第８図を参照して説明する。

通常運転中、一次冷却系は高圧に保たれているが（第８
図のＡ）、一次冷却系の低温側配管７の破断（−次冷用
材喪失事故の発生）と共に、−次冷却水が破断箇所９か
ら噴出し、一次冷却系の圧力は急速に曲線２０で示すよ
うに低下する。この間に、原子炉容器１内の水冷却材は
空になるが、一次冷却系圧力が注水タンク１２の保持圧
力（第８図のＢ）以下に低下した段階で、注水タンク１
２からの注入水１３が逆止弁１５及び配管１４を通り低
温側配管７に自動的に注入される。注水タンク１２から
の注入流量は第８図に曲線２１で示すように変化し、注
入水１３を放出し終わって、注入は終了する。一方で一
次冷却系の圧力低下を検知し、低圧注入ポンプ１８及び
高圧注入ポンプ１９の作動を開始し、注水を長期間継続
して行う（第８図の曲線２２．２３）。

注水により一度空になった原子炉容器１の下部プレナム
部１７がまず満水になり（この段階をリフィル段階と呼
ぶ）、その後ダウンカマ一部１６が満水となってこのダ
ウンカマ一部１６の水頭により、炉心１０は次第に冠水
されていく（この段階を炉心再冠水段階と呼ぶ）、炉心
１０が冠水される速度が緩やかである原因は、冠水によ
り、高温の原子炉炉心ｌＯで蒸気が発生し、その蒸気が
一次冷却系外に放出されるのに圧力損失を生じるからで
ある。

従って、リフィル段階及び炉心再冠水段階の初期におい
ては多量の注水を行い、できるだけ早期に下部プレナム
部１７、ダウンカマ一部１６を満水にする必要があるが
、炉心再冠水段階の初期以降では、炉心冠水速度が緩や
かなために、それほど多量の注水は必要としない。

［発明が解決しようとする問題点］ この、ように従来のものには、所望の注水を行うために
蓄圧型注水タンク、低圧注入ポンプ及び高圧注入ボン１
という３種の装置が必要で、系統の複雑化並びにそれに
伴う信頼性の低下及びコスト上昇という問題点があった
０本発明はかかる問題点を速やかに解決する蓄圧注水タ
ンクの提供を目的とするものである。

［問題点を解決するための手段］ この目的から本発明は、逆止弁を有する連通管を介して
原子炉一次冷却系に連通ずる蓄圧注水タンクを備える原
子デの緊急注水装置において、該蓄圧注水タンク内にあ
る前記連通管の入口に渦巻ダイオードを流体連通関係で
設け、該入口に関してそれぞれ異なる方向に延びる流入
管を該渦巻ダイオードに流体連通関係で設け、該渦巻ダ
イオ−ドから離れた該流入管の開口端の高さを所定呈だ
け離してなることを特徴とするものである。

［作用］ プラントの通常運転中、連通管の逆上弁は閉弁している
。例えば一次冷却系の冷却材喪失事故により、一次冷却
系の内圧が逆止弁の作動圧力以下に低下すると、逆止弁
が自動的に開弁して、蓄圧注水タンク内の注入水は双方
の流入管から渦巻ダイオードをに入り連通管を介して一
次冷却系に高速圧入される。この際、双方の流入管は連
通管の入口に関して互いに異なった方向に延びているの
で、流入管から渦巻ダイオードに流入する注入水の方向
も異なり、注入水が渦巻ダイオード内で実質的に旋回す
ることなく入口を経て連通管から高速放出される。この
高速注入に伴って蓄圧注水タンクの水位が低下し、高位
置にある一方の流入管の開口端以下に達すると、注入水
は他方の流入管のみから渦巻ダイオードに入ることにな
り、しかも、注入水は渦巻ダイオード内で旋回し、遠心
力の作用で連通管への流れが絞られることになり、その
ため、連通管を流れる注入水の流量が注入途中で低減し
、蓄圧注水装置は低速放出段階に移行することになる。

［実施例コ 次に、本発明の好適な実施例について添付図面を参照し
て詳細に説明するが、図中、同一符号は同−又は対応部
分を示すものとする。

第１図は、蒸気発生器及び−次冷用材ポンプをそれぞれ
２基づつ有する２ループプラントの一次冷却系に実施さ
れた本発明を示しており、加圧木型原子炉の一次冷却系
設備は、ｂ′ε来同様に原子炉容器１、蒸気発生器２、
−次冷用材ボンブ３、これ等を接続する一次冷却材配管
からなる一次冷却系閉ルーブ６、及び加圧器４で構成さ
れている。

原子炉容器１内の炉心１０で加熱された一次冷却材は、
原子炉容器１から高温側配管５を経て蒸気発生器２内の
Ｕ字形伝熱管８へ搬送され、そこで該伝熱管８の周囲を
流れる二次冷却材に熱交換する。そして、蒸気発生器２
で冷却された一次冷却材は一次冷用材ボンブ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内
に供給される。蒸気発生器２では、放射性物質を含まな
い二次冷却系の水冷却材が蒸気に変換され、図示しない
タービン系へ供給される。

この一次冷却系設備に接続される緊急注水装置は、事故
発生直後に緊急且つ大量の非常用冷却水を一次冷却系ル
ープの低温側配管７に注入し原子炉容器１に蓄積せしめ
る蓄圧注水タンク１０１を備えている。注水タンク１０
１は内部に非常用冷却水として注入水１３を保有し、液
面上部には加圧された窒素ガス１１が封入されている。

また、液相部は逆止弁１５を介して注入水放出配管（連
通管）１０２により低温側配管７に連通している。

本発明によれば、従来の低高圧注入ポンプ及びその付属
弁装置（第７図参照）を不要とすべく、注水タンク１０
１は次のように構成されている。即ち、第１図〜第３図
において、逆止弁１５を有する連通管１０２は、一端で
一次冷却系の低温側配管７に連通し、他端１０２ａが注
水タンク１０１の底部がらその内部に延入している。配
管１０２の他′ＲＡ１０２ａは注水タンク１０１内でほ
ぼ円筒形のハウジングである渦巻ダイオード１０３の中
央に開口し、連通管１０２の入口となっている。この渦
巻ダイオード１０３には、該渦巻ダイオード１０３の内
部と２つの流入口１０３ａ、１０３ｂを介してそれぞれ
流体連通状態に渦巻ダイオードの円筒形周面１０３ｃに
接線方向に対向して接続された小流量管（流入管）１０
４、大流量管（流入管）１０５が設けられており、該小
’ａｋ管１０４の一端（開口端）　１０４ａは開放して
いる。大流量管１０５は途中で直角に曲がって上方に延
び、その上端（開目端）１０５ａは開放している。

小流量管１０４の一端１０４ａと大流量管１０５の上端
１０５ａとは所定の高さ離れていることが必要であるが
、小流量管１０４が渦巻ダイオード１０３に接線方向に
接続されたり、大流量管１０５が小流量管１０４に対し
てほぼ直角に延長することは必ずしも必要ではない０例
えば、小流量管１０４の一端１０４ａと大流量管１０５
の上端１０５ａとの間の高さが十分に確保されていれば
、第６図に示すような関係で小流量管１０４及び大流量
管１０５を配置１−てもよい。

次に、例えば−次冷用材配管が破断し、−次冷用材の喪
失事故が発生した場合の挙動を説明する。

一次冷却系の低温側配管７に破断箇所９が発生し、冷却
材の喪失により一次冷却系圧力が低下して行くと、従来
同様に逆止弁１５（第１図）が作動して自動的に注入が
開始される。このような注入開始初期の段階においては
、注水タンク１２内の注入水１３の水位は第２図に示す
ように大流量管１０５の上端１０５ａよりも上方にある
。この状態の時は、注入水１３は小流量管１０４の一端
１０４ａと大流量管１０５の上端１０５ａとを介して渦
巻ダイオード１０３の内部に向かうが、渦巻ダイオード
１０３の２つの流入口１０３ａ及び１０３ｂが互いに対
峙しているために、２つの注入水の流れは衝突しながら
入口１０２ａを経て連通管１０２へ入って行く。

水位が第４図に示すように大流量管１０５の上端１０５
ａよりも下方に低下すると、渦巻ダイオードへの流れは
小流量管１０４のみからとなり、そのため、流れは渦巻
ダイオード１０３内で第５図に示すように旋回し、遠心
力が生じて、その作用により連通管１０２を流れる流量
が絞られることになる。従って、注入開始の初期に大流
量、後期に小流量を流すことが可能になる。

［発明の効果コ 以上のように、本発明による緊急注水装置を使用すれば
、注水タンク内の水位を自動的に検出して、注入水の流
出流量が注水途中で減少し且つ注水時間が延長するので
、従来の非常用炉心冷却設備に不可欠であった低高圧注
入ポンプを省略することが可能となるばかりか、可動部
分を全くなくすことができ、その分だけ系統が簡素化さ
れ、高信頼度が得られ、且つ低コスト化が実現される。

【図面の簡単な説明】

第１図は、本発明による緊急注水装置を有する非常用炉
心冷却設備を備えた原子炉一次冷却系の概要図、第２図
は、第１図の緊急注水装置における蓄圧注水タンクの満
水時を示す概要図、第３図は、第２図の■−■線に沿っ
た断面図、第４図は、第１図の緊急注水装置における蓄
圧注水タンクの減水時を示す概要図、第５図は、第４図
の■−Ｖ線に沿った断面図、第６図は、渦巻ダイオード
に対する流入管の別の配置例を示す断面図、第７図は、
従来の緊急注水装置を有する非常用炉心冷却設備を備え
た原子炉一次冷却系の概要図、第８図は、加圧水型原子
炉−次冷用材喪失事故時に、従来の緊急注水装置から一
次冷却系へ注入される流址特性を示す曲線図である。 １３　　・・・注入水　　　１５・・・逆止弁１０１・
・・蓄圧注水タンク １０２・・・連通管（注水水放出配管）１０２ａ・・・
連通管の入口（注水水放出配管の他端）１０３・・・渦
巻ダイオード １０４・・・流入管（小流量管） １０４ａ・・・流入管の開口端（小流量管の一端）１０
．５　・・流入管（大流量管） １０５ａ・・・流入管の開口端（大流量管の一端）第２
図 第４図 第８図 で　　　　開閉（抄）

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 逆止弁を有する連通管を介して原子炉一次冷却系に連通
   する蓄圧注水タンクを備える原子炉の緊急注水装置にお
   いて、該蓄圧注水タンク内にある前記連通管の入口に渦
   巻ダイオードを流体連通関係で設け、該入口に関してそ
   れぞれ異なる方向に延びる流入管を該渦巻ダイオードに
   流体連通関係で設け、該渦巻ダイオードから離れた該流
   入管の開口端の高さを所定量だけ離してなることを特徴
   とする原子炉の緊急注水装置。