JPS6375695A - 原子炉残留熱除去系統設備 - 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】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、原子力発電所内の原子炉冷却系ａ設備の内、
原子炉冷却系統設備及び原子炉冷却材浄化系統設備に係
り、原子炉冷却系統設備配管内の放射性物質の付着防止
、配管の物量低減によるスペース性改善、被曝低減や合
理化並びに、再循環系配管及び、原子炉冷却系統設備の
一部である停止時冷却系との配管合流部における熱疲労
を防止するに好適な系統設備に関するものである。

〔従来技術〕

従来の装置は、特開昭５６　１５０３９５号に記載のよ
うに、燃料プールろ過脱塩装置を用いて、原子炉停止時
等に、炉水中のクラッドとイオン性の放射性物質とを除
去するように構成していた。しかし下記に示す点につい
ては、配慮されていなかった。

（ｉ）ａ子炉の炉水浄化は通常運転中においても実施さ
れねば、充分な効果はなく、原子炉停止段階の約２０時
間程度の浄化による効果は、十分とはいえない。

（ｉｉ）燃料プールのろ過説塩装置自身のろ過説塩能力
は、本来小規模のものであり、原子炉炉水のろ過脱塩装
置として適用するのは不適切である。

又、仮に、原子炉水のろ適用として使用し得るものとす
るには設備の大容量化が避けられず。

経費、設備が増大し、原子炉停止時の限られた時間に使
用するには、経済的にも、水質管理の効果の上でも不適
切となる。

（ｉｉｉ　）被曝低減の直接影響因子である分解点検の
要求されるポンプや配管等へのクラッド付着量の抑制に
よる汚染拡大や被曝増加を防止することが配慮されてい
ない。

（ｉ−）被曝低減の直接影響因子である放射性流体を内
包する熱交換器や配管や弁を削除して、汚染拡大や被曝
増加を防止することが配慮されていない。

（ｖ）配管、サポート、弁や保温の物量を、大幅に低減
し、経済的な合理化プラントの実現を可能とすることに
ついては配慮されていない。

従来の残留熱除去系を第３図に示す。

本系統は、３系列とし、ポンプ３台、熱交換器２基、配
管、弁、配管サポート等で構成される。

本系統は、冷却材喪失事故時には、低圧注水モードとし
て、サプレッションプール水１を、ポンプ２で吸引し、
配管３６を介し、原子炉圧力容器３のシュラウド内へ注
入する。格納容器冷却モードとして、運転時には、サプ
レッションプール水１を、ポンプ２で吸引し、熱交換器
４で冷却した後、格納容器５へ、配管３７と配管３８と
を介して注水する。

停止時冷却モードとしての運転時には、原子炉水を再＠
環ポンプ６の出口配管８から取り出してポンプ６により
昇圧し、熱交換器４で冷却した後、再循環ポンプ入口配
管７へ戻す閉ループ循環回路を形成する。サプレッショ
ンプール水冷却モードとしての運転時には、サプレッシ
ョンプール水１を、ポンプ２で吸引し、熱交換器４で冷
却した後、テスト配管９を経由して、サプレッションプ
ール１０に戻す。テスト配管９を用いて行なう作動試験
は、中央制御室から、単独操作とする。

通常運転中において、原子炉３及び原子炉格納容器５に
、注入することなく、低圧注入モード、格納容器冷却モ
ードやサプレッションプール水冷却モードの機能試験が
、できるように、ポンプ２の吐出配管から分岐して、系
統容量の全容量を、サプレッションプールに戻すテスト
配管９を設置するとともに、注入に必要な弁の作動試験
が、できるようにする。テスト時に、注入圧力の模擬が
。

できるように、テスト配管に絞り弁１１と減圧オリフィ
ス１２を設置する。テスト配管９は、サプレッションプ
ール水冷却モード用の配管を使用する。

第４図は従来例の冷却材浄化系統設備を示す系統図であ
る。原子炉格納容器ペネトレーション２０を貫通し、原
子炉格納容器外側隔離弁２１を介して、給水系へと戻る
流路において、隔離弁２１の下流側に再生熱交換器１４
．非再生熱交換器１５を設はし、それらの熱交換器の下
流側で且つ、ろ過説塩装置１６の一ヒ流側に循環ポンプ
１３を配置する。ポンプ１３が、従来のように、高温部
にある場合は、高温待機時が、ポンプの必要最低吸込ヘ
ッド（ＮＰＳＨ）上液も厳しくなり、本条件下で、ポン
プ６の配置が、決定されている。

原子炉通常運転時は本系統の一次冷却材は、サブクール
水となっており、ＮＰＳＨは、十分確保されており問題
ない。

原子炉冷却材浄化系ポンプ１３を介して、再生熱交換器
１４の一次側を通り、ろ過装置、脱塩装置１６により浄
化され、循環ポンプ１３により給水系と原子炉冷却材浄
化系配管合流部１７を介して、給水系統配管工８に接合
される系統構成となっている。

〔発明が解決しようとする問題点〕

従来の系統構成では、炉水の循環する原子炉冷却材浄化
系配管や、停止時冷却モード配管及び圧力容器内表面か
ら発生したクラッドや放射性物質が、プラントの運転時
間の経過に従い、高放射化して定検時における配管、弁
、配管サポート等の保守点検作業、検査作業１分解作業
時などに作業時が被曝するという問題があった。

又、原子炉格納容器の停止時冷却モード配管は口径が約
４０ＯＡ　（４０６，４Ｗｎ）と大口径であリ、再循環
ポンプの設置されている保守点検頻度の多い床を、はぼ
全周に亘って約５０ｍ引き回されており、配管、配管サ
ポート、保温物量が膨大であり、弁員数が多大であると
いう問題があった。

又原子炉建物内の原子炉浄化系配管も、放射性配管であ
ることから、コンクリート遮蔽を設置することが必要と
なり、遮蔽物量、配管、サポートの増加等、並びに保守
点検性、通路性などに対して配管上の制約を受けるとい
う問題があった。

又、停止時冷却モード運転時には１Ｍ子炉再循環系配管
と、停止時冷却配管の内部流体温度は、それぞれ約１８
０℃、約７０℃となるため１両系統の温度差は、約１１
−０℃以上となり、プラント寿命期間中に、合流部にお
いて、温度差による熱疲労で配管の損傷が発生する危険
があるという問題があった。

本発明の目的は、残留熱除去系及び、原子炉冷却材浄化
系の系統構成を合理化して、原子炉格納容器貫通部、配
管、配管サポート、弁、保温、ケーブル、遮蔽等を削除
し、原子炉格納容器の信頼性向上、原子炉格納容器内外
の配置改善によるスペース性の改善２分解点検頻度の高
いポンプへのクラッドの付着防止による被＠代減、並び
に再循環系配管と残留熱除去系配管合流部、における熱
疲労による配管損傷防止を可能とする原子炉冷却系統設
備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、残留熱除去系及び原子炉冷却材浄化系ポン
プを、残留熱除去系熱交換器の下流側に設置することに
より達成される。

又、残留熱除去系配管と、原子炉冷却材浄化系配管との
間に、各系統機能の独立性と系統機能試験が可能となる
よう隔ｍイゴ号を有する遠隔操作弁を設けた連絡配管を
設置することにより達成される。

〔作用〕

上記のように構成すると、ポンプ類へのクラッド付着が
低減されるので、保守点検、整備の労力を軽減するとと
もに被＠量を減少させる。更に、配管の１部が省略可能
となって設備費、維持費を低減させる上１コ、系統間温
度差が減少して熱疲労が防止される。

〔実施例〕

第１図は本発明の１実施例における系統図であ机 】−３は、原子炉冷却材浄化系ポンプであり、配管２５
を設けて残留熱除去系熱交換器４の下流側（即ち低温側
、図において左側）に接続しである。

１次冷却材は残留熱除去系熱交換器４で冷却されるため
、ＪＭ子炉通常運転時、高温待機時共にＮＰＳＨは確保
され、問題ない。又、原子炉高温待機時、炉水の飽和状
態を考えた場合、残留熱除去系熱交換器４へ飽和水が流
れることになり、同熱交換器入口ラインの圧力降下によ
る炉水のフラッシングを考えられる。したがってフラッ
シング現象を防止するためには、熱交換器４までの圧損
を上回る静水頭圧（押込圧力）を確保する必要がある。

例えば、系統圧損として、圧力容器低部〜残留熱除去熱
交換器入口まで約１８ｍ、したがって、静水頭として、
（圧力容器ＮＷＬ〜熱交換器まで）約１８ｍ以上となる
よう配置することで、問題ない。

第２図に、コバルト６０（”Ｇｏ）の配管への付着量と
酸化皮膜斌の温度との関係について示す。

これによれば、２５０℃付近で付着量は最大となってお
り、温度の低下とともに、急激に減少している。

また”Ｇｏの付着量と酸化皮膜との温度依存性も同様の
傾向を示している。

従来の原子炉通常運転時の炉水温度は、約２８０℃程度
である。したがって本発明により、熱交換器出口部、つ
まりポンプ入口部においては、内部流体温度が、約５０
℃となることから、線量率を約１／１０とすることが可
能である。又従来においても、熱交換器上流側に比べ、
下流側の線量率は、約１／コ０程度以下となっており、
十分効果が期待できる。

第１図において、残留熱除去系配管の一部である停止時
冷却モードラインの外側隔離弁２２の下流側で熱交換器
４の出口側から、原子炉冷却材浄化系ポンプ１．３の入
口へ遠隔操作弁２４と配管２５からなる連絡配管（太線
で示す）を設ける。

又残留熱除去系配管の内、低圧注水モードラインの外側
隔離弁２６の上流側から、原子炉冷却材浄化系ろ過脱塩
装置１−６出口との間に、遠隔操作弁２９と配管２７か
らなる連絡配管を設け、低圧注水モード３６と連絡配管
合流部の下流側に逆止弁４０を設ける。弁３１．弁３２
は、ポンプ１３が起動するときや、弁２４が開のときに
は、閉となるようにインターロックされている。ポンプ
２の起動信号に伴ない１通常開の弁２２は、閉信号が伝
達されて閉となる。又、弁２９は、ポンプ２の起動信号
のもとでは閉状態となるように、インターロックされて
いる。

プラン１−の通常運転時においては、冷却材浄化のため
に、再循環系ポンプ出口配管８から分岐した配管３３に
より、原子炉格納容器内側隔離弁３４及び外側隔離弁２
２、熱交換器４、循環ポンプ１３にて昇圧してろ過説塩
器】６を経て、低圧注水モード配管３６へと戻され、−
次冷却水が原子炉３へ戻される。これを繰り返すことで
、−次冷却水の水質を規定の状態に確保することが可能
となる。この際残留熱除去側との遠隔操作隔離弁３、４
１，４２、弁４３は、原子炉冷却材浄化系運転中、つま
り原子炉冷却材浄化ポンプ１３起動中は閉状態を保つよ
うにインターロックされている。このため、−次冷却材
が残留熱除去系配管に流れ込んだり、又、残留熱除去系
配管内の保管水等が原子炉冷却材浄化系配管側へ洩れた
り、流れ込んだりすることはない。したがって、原子炉
冷却材浄化系及び、残留熱除去系の両系統の機能独立性
や健全性について、支障をきたすことはない。

プラント停止段階においては、完全停止に到るまでに、
約２０時間の停止時冷却運転が実施される。この場合は
一次冷却水をポンプ２で昇圧し、原子炉格納容器内側隔
離弁３４及び、外側隔離弁２２を介して、弁３】、熱交
換器４．遠隔操作隔離弁２６を通り、配管３６を介して
原子炉３へと戻される。これを繰り返すことにより、原
子炉内の冷却水温度を所定の約５０℃以下程度にまで冷
却する。この際ポンプ２の起動前に、遠隔操作によって
弁２４は閉、弁３１は開、弁２９は閉、弁２６は開、の
状態にしておく。

その後、ポンプ２を起動することによって、前述の冷却
運転を繰り返す。

又５本実施例においては、停止時冷却モード運転により
、冷却された一次冷却材を再循環系配管７に戻すことな
く、［本モード運転中は作動していない給水系配管１８
」へ戻す。したがって、高温流体としての再循環系配管
側の内部流体と、低温流体としての残留熱除去系配管側
内部流体との合流現象の繰り返しを回避することで、配
管合流部の流体温度差にもとづく熱疲労による配管損傷
を防止することが可能となる。

原子炉へ、低圧注水モードを利用して冠水する場合、並
びに、原子炉格納容器冷却モードを利用してサプレッシ
ョンブール水１を原子炉格納容器にスプレィする場合に
は、弁２４がポンプ２の起動信号を受けて閉となり、ポ
ンプ］３は停止する。

したがって本実施例においても、安全系統設備である残
留熱除去系統設備全体の機能、健全性、独立性は確保可
能である。

本実施例においては、原子炉冷却材浄化系ポンプ及び残
留熱除去系ポンプへのクラッド付着量を低減し、ポンプ
及び接続配管の分解、保守点検作業や、検査作業時の被
曝低減に著しい効果があった。

又原子炉格納容器内及び原子炉建屋内の冷却材浄化系配
管と残留熱除去系配管の内、停止時冷却モードの原子炉
圧力容器への戻り配管の削減が可能となり、原子炉格納
容器内配管の長さを著しく低減することが可能となり、
配管物量、配管サボー１へ、保温物量、原子炉格納容器
ペネトレーション、弁員数等を削減することになり、合
理的な系統構成を有する経済的なプラントを実現する効
果が認められた。

又、上記理由により、配管が削減されるため、原子炉格
納容器を貫通するペネトレーション（呼称ロ径約５５０
〜６６０鴻）を低減することができ、漏洩防止機能維持
を必要とする原子炉格納容器の信頼性向上が計わるとと
もに、原子炉再循環系配管と残留熱除去系配管との合流
部を削減することにより、それらの系統の内部流体温度
差に起因する熱疲労を防止し、配管合流部の健全性を高
める効果が期待される。

又、本来狭隘な原子炉格納容器内に設置される前述の放
射性の残留熱除去系配管（呼称口径３５０ＩＩｌｌ１１
程度）を低減できたことから、毎年、原子炉格納容器内
で実施さ九ろ配管、配管サポートの検査作業、弁、原子
炉再循環系ポンプ、保温、空調機の分解、保温点検作業
時の被曝低減する効果を奏することは疑う余地が無い。

又、原子炉格納容器内のスペース性の改善、配置条件の
改善の効果が確認された。

〔発明の効果〕

以上詳述したように、本発明を適用すると、残留熱除去
系及び、原子炉冷却材浄化系の系統構成を合理化され、
これによって原子炉格納容器貫通部、配管、配管サポー
ト、弁、保温、ケーブル。

遮蔽等が削減され、原子炉格納容器の信頼性向上、原子
炉格納容器内外の配置改善によるスペース性の改善２分
解点検頻度の高いポンプへのクラッドの付着防止による
被曝低減、並びに、再循環系配管と残留熱除去系配管合
流部における熱疲労による配管損傷防止を可能ならしめ
るという優れた実用的効果を奏する。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の残留熱除去系統設備の１実施例を示す
系統図、第２図は”Ｇｏ付着と被膜形成の温度依存性を
示す図表、第３図は従来例の残留熱除去系統設備の系統
図、第４図は従来例の原子炉冷却材浄化系の系統図、第
５図は、従来技術に係る残留熱除去系と原子炉冷却材浄
化系を示す系Ｍ図であって、太線部分は、本発明の適用
によって削除される系統設備を示す。 １・・・サプレッションプール、２・・・残留熱除去系
ポンプ、３・・・原子炉圧力容器、４・・・残留熱除去
系熱交換器、５・・・原子炉格納容器、６・・・再循環
系ポンプ、７・・・入口配管、８・・・出口配管、９・
・・テスト配管、１０・・・サプレッションプール、１
１・・・絞り弁、１２・・・減圧オリフィス、１３・・
・原子炉冷却材浄化系ポンプ、１４・・・再生熱交換器
、１５・・・非再生熱交換器、１６・・・ろ過説塩装置
、１７・・・給水系・原子７炉冷却材浄化系配管合流部
、１８・・・給水系ライン、１９・・・給水ポンプ、２
０・・・原子炉格納容器ペネトレーション、２１・・・
原子炉格納容器外側隔離弁、２２・・・原子炉格納容器
外側隔離弁、２３・・・原子炉冷却材浄化系再生熱交換
器入口、２４・・・遠隔操作弁、２５・・・配管、２６
・・・原子炉格納容器外側隔離弁、２７・・・原子炉冷
却材浄化系再生交換器出口、２８・・・弁、２９・・・
遠隔操作弁、３０・・・配管、３１．３２・・・弁、３
３・・・配管、３４・・・原子炉圧力容器内側隔ｍ弁、
３５・・・サプレッションプール隔離弁、３６，３７．
３８・・・配管、３９・・・合流部、４０・・・逆止弁
、４１，４、４３・・・弁。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、原子炉の残留熱除去系を構成している停止時冷却ラ
   インの熱交換器下流側から、原子炉冷却材浄化循環ポン
   プ入口に至る配管を設けると共に、該配管中に遠隔操作
   弁を介装接続したことを特徴とする原子炉残留熱除去系
   統設備。 ２、前記の残留熱除去系は低圧注水モードラインを有す
   るものとすると共に、該注水モードラインの原子炉格納
   容器外側隔離弁の上流側と給水ポンプ出口との間に遠隔
   操作弁及び逆止弁を直列に介装接続し、かつ、上記逆止
   弁の入口とろ過脱塩装置出口との間を接続する配管を設
   けて停止時冷却ラインを構成したことを特徴とする、特
   許請求の範囲第１項に記載の原子炉残留熱除去系統設備
   。