JPS631996A - 沸騰水型原子炉の給水装置 - 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】 〔発明の目的〕 （産業上の利用分野） 本発明は、沸騰水型原子炉の給水装置に係り、特に冷却
材喪失事故時における燃料冷却性能を向りし得るように
した沸騰水型原子炉の給水装置に関する。

（従来の技術） 第２図は、従来の沸騰水型原子炉の給水装置の系統図で
ある。同図において、原子炉１で発生した蒸気は主蒸気
管２によって主蒸気隔離弁３を経てタービン４に導かれ
、発電機５を駆動し、復水器６によってホットウェル７
に復水として溜められる。ホットウェル７に貯溜された
復水は、復水ポンプ８によって導出され、弁９．復水脱
塩装置１０、弁１１を通り、高圧復水ポンプ１２によっ
て加圧され、さらに弁１３を経て低圧給水加熱器１４に
供給される。低圧給水加熱器１４に供給された水はそこ
で所定の温度に加熱され、弁】５を経て主蒸気によって
作動される給水タービン１６により駆動されるタービン
駆動給水ポンプ１７に吸引され、そこで加圧され、チエ
ツク弁１８．弁】９を通り、さらに高圧給水加熱器２０
で加熱された後、弁２１．チエツク弁２２を経て原子炉
１に供給される。このようにして、通常運転時には主蒸
気流量とほぼ等しい給水流量が維持されている。

このような通常運転状態において何等かの原因でタービ
ン駆動給水ポンプ１７が作動しなくなると、上記タービ
ン駆動給水ポンプ１７およびチエツク弁１８と並列に設
けられ、電動機２：３によって駆動される電動機駆動給
水ポンプ２４が、「給水流量低」の信号によって起動さ
れ、チエツク弁２５から高圧給水加熱器２０．弁２１．
チエツク−ｊｉ、　２２を経て原子炉１に給水が続行さ
れる。また、原子炉１には水位計２６、圧力計２７が装
着されており、イの検出信号によって前記給水タービン
１６等を制御し、〃λ子炉１内の冷却材水位や圧力等が
所定値になるように構成されている。

ところで、原子炉］に接続される配管が万一破断した場
合には原子炉内冷却材の喪失が発生し、いオ）ゆる冷却
材喪失事故となる。この冷却材喪失事故のうち最も厳し
いものが、再循環系配管破断事故で、この配管の瞬時ギ
ロチン破断が発生した場合には、破断後数十秒で炉心の
燃料が露出し、燃料と被覆管の温度上昇を起す。したが
って、冷却材喪失事故発生時には、非常用炉心冷却系が
設けられており、ポンプ２８によってチエツク弁２９゜
非常用炉心冷却系配管３０を経て原子炉１内に冷却水が
注入され、冷却材喪失事故時には炉心を冷却し、燃料被
複管温度が所定の温度以下に保たれるように構成されて
いる。上述したように冷却材喪失事故発生時にはこの非
常用炉心冷却系のみの作動で炉心冷却は十分保たれ燃料
被覆管温度が所定の温度以下となるように構成されてお
り、給水系による原子炉内への注水は期待されていない
。

ところが、実際には、冷却材喪失事故が発生しても、と
くに給水系の運転を停止させるような電気回路は組まれ
ておらず、機器の故障がない限り原子炉への給水は続け
られる。すなわち、冷却材喪失事故発生後、原子炉水位
が低下し、あるレベルになると原子炉がスクラムし、核
反応が停止する。さらに−１−記水位が低下し、あるレ
ベルに達すると、主蒸気隔離弁３が閉じられる。

したがって、タービン駆動給水ポンプ１７の回転数が低
下し、それに基づく「給水流−に低」の信号によって電
動機駆動給水ポンプ２４が起動し、これによって給水が
続行される。ただし、電動＋！＆駆動給水ポンプによる
給水の場合には、その給水流量は定格の約５０％となる
。

しかしながら、冷却材喪失事故、特に再循環配管の大破
断事故においては、冷却材の流出流量が多いため、原子
炉水位は急速に低下し、その水位がジットポンプ（図示
せず）以下になると、給水系による炉心冷却は期待する
ことができないという問題点が予想される。

（発明が解決しようとする問題点） 本発明は上記事情に鑑みてなされたもので、その目的と
することろは沸騰水型原子炉における冷却材喪失事故時
の給水系の注水による冷却性能を有効利用し、非常用炉
心冷却系と合わせて、炉心冷却性能を向上させ、原子炉
の安全性も高めることができるようにした沸騰水型原子
炉の給水装置を提供することにある。

〔発明の構成〕

（問題点を解決するための手段） 本発明は、原子炉の給水系統において、低圧給水加熱器
をバイパスする第１のバイパス管路と、高圧給水加熱器
をバイパスし、非常用炉心冷却系配管へ接続する第２の
バイパス管路と、原子炉内の水位信号によって低圧給水
加熱器入口側弁と高圧給水加熱器入口側弁を閉鎖し、前
記２つのバイパス管路を開放するように作動する制御装
置とを有し、上記水位の低下に応じてバイパス管路から
非常用炉心冷却系配管を経て、給水を原子炉に供給する
ようにしたことを特徴とするものである。

（作　用） したがって、原子炉に供給される給水は低圧、高圧給水
加熱器によって加熱されないために、その温度は低下し
、しかも非常用炉心冷却系を経て炉心へ注水されるため
効率の良い炉心冷却水を供給することができる。

（実用例） 本発明の実用例を図面を参照して説明する。

第１図は本発明の一実施例の概略系統図であり、既に説
明した第２図の系統図と同−部勺には同一符号を附して
説明する。同図においでＩ）ｆ　（・炉１で発生した蒸
気は主蒸気￥ｆ２によ一］て１−蒸気隔離弁３を経てタ
ービン４に導かれ、発電様５を駆動し、復水器６を通っ
てホラ１−ウェル７し一復水として貯溜される。この復
水は復水ポンプ８．弁９．復水脱塩装置１０．弁１］、
庇圧復水ポンプ１２．弁１３．低圧給水加熱器１４．弁
Ｊ５からタービン駆動給水ポンプ１７．チエツク弁８お
よび電動機駆動給水ポンプ２４、チエツク弁２５との並
列回路を紅で高圧給水加熱器２０．弁２１．チエツク弁
２２等をＡＹで原子炉１に供給されるようにしである。

これらの構成は前記第２図に示す従来の系統図と全く回
−・であるが、本発明においては低圧給水加熱器１４お
よびその上流側の弁１３をバイパスするようにそれＩ′
：）低圧給水加熱器１４および弁１３と並列に、弁３目
３よびチエツク弁３２を有する第１のバイパス管路：３
５と高圧給水加熱器２０およびその上流側の弁１９６・
バイパスし、非常用炉心冷却系配管３０に接続するよう
に、弁３３およびチエツク弁３４を有する第２のバ・ｒ
パス管路３６が設けられている。

また、原子炉１に設けられた水位計２６からの検出＜ａ
号が制御装置３７に印加される。その制御装置３７は、
水位計２６からの水位検出信号が所定値（例えばシェド
ポンプ吸入口の高さ）以下になると、給水系の弁１３お
よび弁１９を閉じ、第１のバイパス管路３５の弁３１お
よび第２のバイパス管路３６の弁３３を開くような制御
信号を出力するように構成しである。

」二連した本実施例側の系統図において、冷却材喪失事
故が万一発生し、原子炉水位が低下すると、原子炉はス
クラムし、さらに主蒸気隔離弁３が閉じられる。さらに
原子炉水位が低下して所定値以下になると第１のバイパ
ス管路３５の弁３１および第２のバイパス管路３６の弁
３３が開放される。従って、高圧復水ポンプ１２から吐
出された水は第１のバイパス管路３５を経て、さらに電
動機駆動給水ポンプ２４より昇圧され、第２のバイパス
管路３６を経て、非常用炉心冷却系配管３０を通して、
原子炉１内へ供給される。上記原子炉１に供給される給
水は低圧給水加熱器１４および高圧給水加熱器２０ＵＳ
よって加熱されないため、その温度は低下し、しかも非
常用炉心冷却系を経て炉心へ注水されるｌａめ、従来に
比べて効率よく炉心冷却水として給水が利用できるよう
になる。

次に本発明による作用を第３図〜第５図を用いて説明す
る。

冷却材喪失時の炉心冷却として期待される給水流量と給
水温度の変化を本発明の場合を実線で、従来の場合を破
線で第３図と第４図に示す。すなわち第３図に示すよう
に、冷却材喪失４４故が発生し、水位がある程度まで位
下すると、１（蒸気隔離弁３が閉じるためタービン駆動
給水ポンプの機能がなくなり、従来例、本発明ともに給
水流量は減少する。その後電動機駆動給水ポンプの始動
とともに給水は続けられるが、従来例ににいては原子炉
水位がジェットポンプ以下に低−ドずろと、自然循環流
量が零となり、給水のシュラウド内への流入が期待でき
ない。これに対し、本発明によれば第１および第２のバ
イパス管路が開Ｊｉ、非常用炉＝８− 心冷却系を経て原子炉シュラウド内へ給水が供給される
。また、給水温度も第４図に示すように、本発明によれ
ば事故後急速に低下するが従来例では徐々に低下する。

この結果、第５図に示すように、本発明は従来例よりも
燃料棒被覆管温度のピークは低下することができる。

〔発明の効果〕

以上説明したように、本発明によれば既存の給水系統に
数個の弁と配管を巧みに配設し、制御装置によって弁を
制御することによって、冷却材喪失時、従来有効利用で
きないと考えられていた給水を低温の状態で炉心冷却水
として供給することができるようになった。この結果、
燃料棒被覆管温度のピークを低減し原子炉の安全余裕を
従来よりもさらに大きく保つことができるというすぐれ
た効果を奏する。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例の系統図、第２図は従来の原
子炉給水装置の系統図、第３図、第４図および第５図は
、それぞれ冷却材喪失事故時におけるシュラウド内へ供
給される給水流鼠、給水温度および燃料棒被覆管温度変
化の従来例と本発明のものとを比較した図である。 １・・・原子炉 ２・・・主蒸気管 １２・・・高圧復水ポンプ １４・・・低圧給水加熱器 １７・・・タービン駆動給水ポンプ ２０・・高圧給水加熱器 ２４・・・電動機駆動給水ポンプ ３５・・・第１のバイパス管路 ３６・・第２のバイパス管路 ３７・・制御装置 （８７３３）　　代理人　弁理士　猪　股　祥　晃（ば
か１名）第３図 半欧没時閏（秒） 第４図 第５図

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 原子炉で発生した蒸気で仕事をした後復水器で復水し、
   この復水を低圧給水加熱器および高圧給水加熱器を経て
   原子炉へ給水をするようにした沸騰水型原子炉の給水装
   置において、前記低圧給水加熱器をバイパスする第１の
   バイパス配管と、前記高圧給水加熱器をバイパスし、前
   記原子炉の非常用炉心冷却系配管へ接続する第２のバイ
   パス配管と、前記原子炉内の水位信号によって低圧給水
   加熱器入口側弁と高圧給水加熱器入口側弁を閉鎖し、前
   記２つのバイパス管路を開放するように作動する制御装
   置とを設けたことを特徴とする沸騰水型原子炉の給水装
   置。