JPS6361997A - 原子炉の非常用炉心冷却装置 - 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〕 本発明は原子炉の非常用炉心冷却装置に係り、特に沸騰
水型原子炉の事故時における燃料集合体の再冠水速度を
増大して冷却を促進するのに好適な非常用炉心冷却装置
に関するものである。

〔従来の技術〕

従来の沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却装置は、火力発
電技術協会線の「原子力講座」において論じられており
、第１０図に示す構成となっていた。

まず、第１０図によりその動作を説明する。原子炉は、
複数の燃料集合体１で構成した炉心をシュラウド壁２の
内部に置き、このシュラウド壁２の周りを圧力容器３で
囲んである。そして、シュラウド壁２内の空間（炉心側
空間）とシュラウド壁２外の空間は、炉心上部のシュラ
ウド壁２に設けた蒸気分離器４と蒸気乾燥器５とにより
連通させである。この沸騰水型原子炉で冷却材喪失の事
故が発生した場合、シュラウド壁２と圧力容器３とで形
成されるダウンカマ空間６の水位の低下等の計測信号の
変化に基づく事故信号により、原子炉には制御棒（図示
せず）が全挿入されるとともに、非常用炉心冷却装置が
自動的に作動を開始する。

まず、原子炉で発生した蒸気を発電タービンへ導く主蒸
気管７に設置した自動減圧弁８が開く。そして、制御棒
挿入後も炉心で発生する崩壊熱で発生する蒸気を圧力抑
制室９内の冷却水中に放出して凝縮させる。この動作に
よって原子炉の圧力が低下するのにともない、電動の非
常用冷却水ポンプ１０や主蒸気管７から導かれる原子炉
内の蒸気で駆動されるタービン１１で動作する非常用ポ
ンプ１２により、非常用冷却水（圧力抑制室９内の水を
使用）をダウンカマ空間６に注入する。注入されたサブ
クール度を有する冷却水は、蒸気を凝縮して原子炉圧力
の低下を促進するとともに、炉心に下部より流入し、燃
料集合体１を冠水させて温度上昇を防止する。また、特
開昭５１−３１３９５号公報においては、燃料集合体冷
却の効果を向上するために、非常用冷却水温度を約１０
０’Ｃに加熱しておく方法が論じられている。

しかし、これらの技術においては、自動減圧過程におけ
る蒸気分離器４や蒸気乾燥器５の流動抵抗によるシュラ
ウド壁２内の減圧の遅れについては配慮されていなかっ
た。

〔発明が解決しようとする問題点〕

上記従来技術では、事故時の蒸気減圧過程における蒸気
分離器や蒸気乾燥器における流動抵抗によるシュラウド
壁内（炉心側）の減圧の遅れについては配慮されておら
ず、炉心の冠水速度を遅くしているという問題があった
。すなわち、炉心の冠水速度は、シュラウド壁内外の圧
力差に比例し。

第１１図に示す圧力バランスにしたがって、以下のよう
に記述できる。

Ｐ１＝Ｐ２　　＋ΔＰＳＰ＋ΔＰａ　　　　　　　−（
１）冠水速度ｃｃ　（Ｐ　２＋ρｇＨ）　　　（Ｐｌ＋
ρｇｈ）＝ｐｇＨ−（ΔＰＳＰ＋ΔＰｏ＋ρｇｈ）・・
・・・・　（２） ここに、Ｐｌ　；炉心上部圧力 Ｐ２　；ダウンカマ上部圧力 ρ　；水の密度 ｈ　；炉心側水位 Ｈ；ダウンカマ水位 ΔＰｓｐ；蒸気分離器流動圧損 ΔＰＤ　；蒸気乾燥器流動圧損 これに基づくと、従来技術では、（１）式に示すように
、炉心上部の圧力Ｐ１は、ダウンカマ空間６上部の圧力
Ｐ２に比べ、蒸気分離器４．蒸気乾燥器５の流動抵抗に
よる流動圧積分だけ高くなり。

（２）式のように冠水速度を遅くする。また、従来技術
において、ダウンカマ空間６に注入されるサブクール度
を有した非常用冷却水による凝縮減圧は、蒸気分離器と
、蒸気乾燥器５を通る蒸気量を増して各部の流動圧損を
増すために、上記問題点を促がすことになる。

また、従来技術の非常用炉心冷却装置の１つの系統とし
て、シュラウド壁内の炉心上部に非常用冷却水を注入し
、炉心上部の減圧を行うようにしたものがある。この場
合、第１２図に示してあるように、燃料棒１３を上部で
結束して燃料集合体として構成している上部タイプレー
ト１４の流路が小さいために１図示点線矢印で示してあ
る炉心から上昇する蒸気と０印で示してある落下する冷
却水とが対向流となるため、流入が抑制された冷却水が
上部タイプレート１４上に蓄積されることが知られてい
る。この結果、炉心からの蒸気の抜けが阻害され、炉心
内の圧力が上昇し、上述の蒸気分離器４と蒸気乾燥器５
の流動圧損と重畳して冠水速度を遅くする。

最近において、原子燃料の有効活用をはかるため、燃料
棒間隔を狭めて稠密化して燃料の転換比を向上させる高
転換炉が検討されているが、このような稠密化した炉心
では、流路が狭小なことによる抵抗の増加に加えて、上
部タイプレート上での水の蓄積による蒸気流れの阻害と
炉心部の圧力上昇が一層顕著となり、冠水速度が遅くな
り、原子炉の事故時の安全余裕が減少することが考えら
れる。このことが、燃料棒間隙を狭小化し、燃料転換比
を向上させる高転換炉の１つの障害因子となっている。

本発明の目的は、事故時における炉心の冠水速度を速く
し、原子炉の安全余裕を向上させることができ、炉心の
一層の稠密化を可能ならしめることができる原子炉の非
常用炉心冷却装置を提供することにある。

〔問題点を解決するた、めの手段〕

上記目的は、沸騰水型原子炉の事故時に作動する減圧系
の上流側入口をシュラウド壁内の炉心より上部の空間に
連結した構成として達成するようにした。

〔作用〕

事故時には、少なくとも炉心上部の空間は湿り度の小さ
い蒸気相となっている。このことから、事故時に炉心上
部の空間から直接蒸気の排出を行うようにしたので、原
子炉圧力の低減を行うことができる・ただし、この場合
、シュラウド壁内の圧力は、直接蒸気を排出しているの
で、直ちに低下する反面、シュラウド壁外の圧力は、蒸
気乾燥器、蒸気分離器を経た後に排出されるので、圧力
の低下が遅れる。すなわち、蒸気乾燥器、蒸気分離器の
流動抵抗が逆に作用することになるので、（１）　、　
（２）式は下記のようになる。

Ｐｚ＝Ｐ２−ΔＰｓｐ−ΔＰａ　　　　　−（３）冠水
速度公ρｇ　Ｈ十ΔＰＳＰ＋Δｐｏ−ρｇｈ・・・・・
・　（４） このことから、冠水速度は速くなる。

また、炉心上部より排出される蒸気でダウンカマ空間に
注入される非常用冷却水を加温するようにしたので、注
入される冷却水の有するサブクー′１ル度を減少するこ
とができ、シュラウド壁外における蒸気凝縮を減少する
ことができる。その結果。

ダウンカマ空間上部の圧力（（１）〜（４）式のＰ２）
を相対的に高く保持しておけるので、冠水速度を大きく
することができる。このように、本発明によって、事故
時の炉心の冠水速度が促進されるようになるので、事故
時における安全余裕が向上するとともに、現在検討され
ている高転換炉の炉心の一層の稠密化を可能ならしめる
ことができる。

〔実施例〕

以下本発明を第１図、第４図、第５図〜第９図に示した
実施例および第２図、第３図を用いて詳細に説明する。

第１図は本発明の原子炉の非常用炉心冷却装置の一実施
例を示す系統構成図で、第１０図と同一部分は同じ符号
で示し、ここでは説明を省略する。

第１図においては、事故時に原子炉圧力を低下させる自
動減圧弁８の入口側は、シュラウド壁２内の炉心上部の
空間に直接接続してある。そして、減圧弁８の出口側は
圧力抑制室９に導いである。

事故時のダウンカマ空間６の水位の低下等の事故信号に
より減圧弁８が自動的に開くようになっており、炉心の
上部空間より圧力抑制室９へ蒸気を排出し、凝縮させる
ことで、原子炉の減圧を行う。

この減圧にともなって、非常用冷却水ポンプ１０の作動
により、非常用冷却水が圧力抑制室９からダウンカマ空
間６に注入される。このときの炉内の蒸気の流れは、図
中破線矢印で示したように、炉心で発生する蒸気とシュ
ラウド壁２外から蒸気乾燥器５．蒸気分離器４を逆流し
てきた蒸気が、自動減圧弁８を通って排出される。また
、ダウンカマ空間６においては、注入されたサブクール
度を有する非常用冷却水により蒸気が凝縮される。

これは、第１０図に示した従来技術の場合と同様である
。なお１本実施例は、従来、主蒸気管に接続していた自
動減圧用配管を事故時の蒸気流れの抵抗部分を回避して
炉心上部のシュラウド壁２内へ接続してあり、実施上の
技術的な問題はなく、かつ、設備コストの増加もない、
なお１図中実線矢印は水の流れを示している。

第２図は本実施例と従来技術の事故時の燃料棒間隔と冠
水速度との関係の比較を示した線図であり、冠水速度は
（１）〜（４）式により計算した。なお、第２図に示し
た冠水速度は、燃料棒が完全に冠水するまでの期間の平
均値゛で示してある。また、本実施例の場合は、その効
果を小さめに評価するため、蒸気乾燥器５と蒸気分離器
４の蒸気逆流による流動圧損（（４）式のΔＰｓｐとΔ
Ｐａ）を零として計算してある。第２図に示すように、
本実施例の場合は、過小な評価をした場合でも、従来技
術の場合に比べて、燃料棒間隔が３．Ｏｒｍで約３０％
、それが１．５　ｍで約５０％冠水速度が速くなってい
る。

この冠水速度に基づいて計算した被覆管最高温度を第３
図に示してある。第３図よりわかるように、本実施例の
場合は、冠水速度が速くなったことにより被覆管最高温
度が低下し、安全余裕（規定値との温度差）が増してい
る。また、被覆管最高温度が規制値になる燃料棒間隔は
約１２％狭小となり、炉心の一層の稠密化をはかること
ができる。

第４図は本発明の他の実施例を示す第１図に相当する系
統構成図で、第１図と同一部分は同じ符号で示してある
。第４図に示す実施例では、自動減圧弁８の出口側配管
を非常用冷却水注入配管の途中に設けた熱交換部１５を
通した後に圧力抑制室９に導くようにしてある。したが
って、事故時にシュラウド壁２内の炉心上部から自動減
圧弁８を通って排水される蒸気は、熱交換部１５におい
て非常用冷却水ポンプ１０で駆動される非常用冷却水を
加温した後、圧力抑制室９に導かれて凝縮される。この
結果、ダウンカマ空間６に注入される非常用冷却水は、
サブクール度が減少するため、ダウンカマ空間６での蒸
気の凝縮量が減り、前述したように冠水速度を遅くする
作用をするダウンカマ空間６上部の減圧を防止すること
ができる。

炉心の冠水速度は、事故発生からの経過時間が長くなり
、燃料棒温度が高くなるにつれて、冠水時に放出される
エネルギーが大となるため、冠水速度が遅くなることが
知られている。このことから、事故後の経過時間が短か
く、燃料棒温度が低い時点で、ダウンカマ空間６上部の
圧力を高いままに保持して冠水のドライブフォースであ
るシュラウド壁２内外差圧を大きくすることは、冠水速
度にとって２重の効果を持つ、第４図に示す実施例によ
ると、事故初期においては、炉圧が高いので排出される
蒸気量は大きく、かつ、非常用冷却水量は小さいので、
ダウンカマ空間６に注入される非常用冷却水のサブクー
ル度を零にすることも容易であり、ダウンカマ空間６で
の凝縮による減圧を完全に防止することができる。その
結果、本実施例では、第１図に示した実施例よりも安全
余裕を大きくすることができる。なお１本実施例によれ
ば、ダウンカマ空間６に注入される非常用冷却水のサブ
クール度を小さくできるので、事故時に高温の圧力容器
３の壁にサブクール水が接触することで発生する熱衝撃
を緩和できるという効果もある。

第５図は本発明のさらに他の実施例を示す第１図に相当
する系統構成図で、第１図と同一部分は同じ符号で示し
てある。第５図では、自動減圧弁８の出口配管を非常用
冷却水配管の途中に設置したインジェクタ部１６のノズ
ル部に接続してある。

したがって、事故時には、シュラウド壁２内の炉心上部
からの蒸気は自動減圧弁８を通り、インジエクタ部１６
のノズルに導かれる。インジェクタ部１６の動作は、プ
ロシーディンゲス　オン　セコンド　インターナショナ
ル　トビカル　シーテイング　　オン　ニュークリア　
パワー　プラントサーマル　ハイドロリツクス　アンド
　オペレーションズ（１９８４年）第４−３４頁から第
４−４０頁（Ｐｒｏｃｅａｄｉｎｌ（ｏｆ　２ｎｄ　Ｉ
ｎｔｅｒｎａｔｉｏｎａｌＴｏｐｉｃａｌ　Ｍｅｅｔｉ
ｎｇ　ｏｎ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｐｏｗｅｒ、Ｐ１ａｎｔ
Ｔｈｅｒ＋ａａｌ　ＨｙｄｒａｕｌｉｃＳａｎｄ　０ｐ
ｅｒａｔｉｏｎｓ　（１９８６）ＰＰ３−３４〜４−４
０）に論じられており、第６図に示す構成となっている
。すなわち、自動減圧弁８よりインジェクタ部１６のノ
ズル１７に導かれた蒸気は、ノズル１７より噴出すると
きに入口管１８より圧力抑制室９よりサブクール度が大
きい非常用冷却水を吸い込み、蒸気は吸い込まれた非常
用冷却水により凝縮し、この凝縮によって非常用冷却水
を加温し、かつ、凝縮によ子体積縮小により圧力は回復
し、ディフュザ１９の作用でその圧力はインジェクタ部
１６に注入された蒸気圧力よりも高圧となり、出口管２
０よりダウンカマ空間６内にサブクール度が小さい水と
なって注入される。インジェクタ部１６での圧力回復は
、蒸気相から液相への体積変化により起こるので、イン
ジェクタ部１６にノズル１７を通して注入される流体が
２相流であっても動作する。すなわち。

第５図において、シュラウド壁２内の炉心上部に設けた
自動減圧弁８への接続配管入口部まで満水にならない限
り、加温された非常用冷却水のダウンカマ空間６への注
入は継続する。また、この接続配管入口までが満水状態
となり、インジェクタ部１６が動作しない時点では、燃
料集合体は冠水しており、非常用冷却水の注入は不必要
であり、問題とはならない。第５図に示した実施例によ
れば、第４図に示した実施例の場合の効果のほかに、減
圧のために炉内から排出される蒸気を圧力抑制室９に導
いて凝縮させる必要がなく、外つ、非常用冷却水を駆動
する非常用冷却水ポンプが不要になるので、設備コスト
の低減をはかれるという効果がある。

第７図は本発明のさらに他の実施例を示す第１図に相当
する系統構成図で、第１図と同一部分は同じ符号で示し
てある。第７図においては、第５図においてダウンカマ
空間６に注入していた非常用冷却水をシュラウド壁２と
燃料集合体１のチャンネルボックスとの間に形成される
バイパス空間２１の、燃料集合体１の炉心での半径方向
の位置を定めている上部格子板（図示せず）よりも下の
位置に注入するようにしてある。バイパス空間２１は、
制御棒（図示せず）が上下する空間であり、通常運転時
にこれら制御棒を冷却するため。

燃料集合体１内を循環する冷却水の一部が流入するよう
に、燃料集合体１の下部にバイパス空間２１に通じるリ
ークホール２２が設けである。したがって、事故時にバ
イパス空間２１に非常用冷却水を注入すると、バイパス
空間２１の容積が小さく、しかも、発熱部がないので、
水位上昇は燃料集合体１内部のそれよりも速い、その結
果、燃料集合体１内とバイパス空間２１内の水頭差によ
り、リークホール２２から燃料集合体１内に非常用冷却
水が流入し、燃料棒を冠水させることができる。なお、
本実施例は第５図に示した実施例の変形として示したが
、その他第１図、第４図に示した別の実施例において、
非常用冷却水の注入位置を第７図と同様にバイパス空間
２１に変更するようにしてもよく、同様の燃料棒の冠水
を行うことができる。また、第７図に示した実施例のよ
うにバイパス空間２１に非常用冷却水を注入するものと
、第１図、第４図、第５図に示した実施例のようにダウ
ンカマ空間６に非常用冷却水を注入するものとを並用す
ると、燃料棒の冠水がバイパス空間２１およびダウンカ
マ空間６の両方から流入する非常用冷却水によって達せ
られるので、より安全余裕が向上し、動作上の問題点が
発生することはない。

以上述べてきた実施例は、通常運転時における冷却水循
環を圧力容器３の下部に内蔵したインターナルポンプに
よって行う場合のものである。しかし、第８図に示した
実施例のように、循環ポンプ２３が圧力容器３の外にあ
り、ダウンカマ空間６にジェットポンプ２４を設けた型
式の原子カプランドでは、非常用冷却水の注入位置をジ
ェットポンプ２４の上部としても上記目的を達成できる
。

また、第８図に示した実施例は、第５図に示した実施例
の変形としてあるが、第１図、第４図に示した実施例の
変形としてもよく、同一目的を達成できる。また、第８
図に示した実施例を第７図に示した実施例と並用しても
問題がないことは、前述と同様である。

なお、燃料棒間隔を狭小とした高転換炉に本発明を適用
した場合、燃料棒部での圧損が大きくなり、蒸気分離器
４等の逆流圧損より大きくなり、事故時の減圧のときに
蒸気分離器４を通っての逆流蒸気ばかりが自動減圧弁８
を通って排出され、燃料集合体１内の蒸気が抜けないで
炉心の圧力（炉心上部空間の圧力ではない）が相対的に
大きくなり、冠水が阻害されることが考えられる。この
対策の極限として考えられることは、事故時にだけ蒸気
分離器４の流路を閉塞してしまうことである。このよう
にすれば、炉心上部の空間の圧力だけが低下するので、
炉心上部へ冷却水が吸引されることになり、冠水速度が
大きくなる。

可動部なしで類似の作動をする本発明の実施例を第９図
に示す。第９図で第５図と同一部分は同じ符号で示し、
ここでは説明を省略する。第９図では、蒸気分離器４の
シュラウド壁２への接続部近くに逆流抵抗が順流抵抗よ
りも大きくなる絞り２５を設置してある。この結果、自
動減圧弁８が開となった場合、蒸気分離器４を逆流して
くる蒸気が減少するので、稠密な炉心でも炉心の蒸気の
排出が防げられず、炉心の冠水が促進される。

〔発明の効果〕 以上説明したように、本発明によれば、事故時に燃料集
合体＝構成されるシュラウド壁内の炉心部を圧力容器の
中で最も低圧にできるので、冠水速度を速くすることが
でき、その結果、事故時の安全余裕度を向上できるとと
もに、現在検討されている高転換炉の炉心の一層の稠密
化を可能ならしめることができるという効果がある。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の原子炉の非常用炉心冷却装置の一実施
例を示す系統構成図、第２図は第１図に示す実施例と従
来技術の事故時の燃料棒間隔と冠水速度との関係の比較
を示した線図、第３図は冠水速度に基づいて計算した燃
料棒間隔と被覆管最高温度との関係を示した線図、第４
図、第５図はそれぞれ本発明の他の実施例を示す第１図
に相当する系統構成図、第６図は第５図のインジェクタ
部の一実施例を示す断面図、第７図〜第９図はそれぞれ
本発明のさらに他の実施例を示す系統構成図、第１０図
は従来の沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却装置の系統構
成図、第１１図は事故時の圧力容器内の圧力バランス図
、第１２図は上部タイプレート部での流動状況の模式図
である。 １・・・燃料集合体、２・・・シュラウド壁、３・・・
圧力容器、４・・・蒸気分離器、５・・・蒸気乾燥器、
６・・・ダウンカマ空間、８・・・自動減圧弁、９・・
・圧力抑制室、１０・・・非常用冷却水ポンプ、１５・
・・熱交換部、１６・・・インジェクタ部、２１・・・
バイパス空間、２２・・・リークホール、２３・・・循
環ポンプ、２４・・・ジェットポンプ、２５・・・絞り
。 矛Ｚの 茅３図 丈恐、た符間Ｐ歯とｌ汽〕 第５０ 軸方菌距駄 第７口 竿３０ 聾９０ 宅１０口 一一一一−ｓ−煕λ鼾緻叔 −：　７に−＝シ乏東

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、圧力容器内をシユラウド壁により複数の燃料集合体
   で構成された原子炉炉心を含む内側空間とそれ以外の外
   側空間に区分し、前記両空間を前記シユラウド壁の上部
   に設置した蒸気分離器と該蒸気分離器の出口真近に設置
   した蒸気乾燥器を介して連通してある沸騰水型原子炉の
   事故時に作動する減圧系と前記炉心に非常用冷却水を注
   入する装置とを備えた非常用炉心冷却装置において、前
   記減圧系の上流側入口を前記シユラウド壁内の前記炉心
   より上部の空間に連結した構成としたことを特徴とする
   原子炉の非常用炉心冷却装置。 ２、前記非常用冷却水を注入する装置の冷却水注入位置
   が、前記圧力容器と前記シユラウド壁との間に形成され
   たダウンカマ空間としてある特許請求の範囲第１項記載
   の原子炉の非常用炉心冷却装置。 ３、前記非常用冷却水を注入する装置の冷却水注入位置
   が、前記圧力容器と前記シユラウド壁との間に形成され
   るダウンカマ空間と前記炉心の下部の空間とを連結する
   ジェットポンプ部としてある特許請求の範囲第１項記載
   の原子炉の非常用炉心冷却装置。 ４、前記非常用冷却水を注入する装置の冷却水注入位置
   が、前記燃料集合体位置を上部で定めている上部格子板
   より下方の前記シユラウド壁内としてある特許請求の範
   囲第１項記載の原子炉の非常用炉心冷却装置。 ５、前記減圧系から排出された蒸気が前記非常用冷却水
   を加温する熱源として使用するようにしてある特許請求
   の範囲第１項または第２項または第３項または第４項記
   載の原子炉の非常用炉心冷却装置。 ６、前記非常用冷却水の加温は、該非常用冷却水を流し
   てある熱交換部に前記減圧系から排出される蒸気を熱源
   として与えて熱交換して行うようにしてある特許請求の
   範囲第５項記載の原子炉の非常用炉心冷却装置。 ７、前記非常用冷却水の加温は、該非常用冷却水を流す
   ために用いるインジェクタの駆動に前記減圧系から排出
   される蒸気を用いて行うようにしてある特許請求の範囲
   第５項記載の原子炉の非常用炉心冷却装置。