JP4607681B2 - Reactor containment equipment and pressure control method thereof - Google Patents
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Description
本発明は原子力発電プラントにおける原子炉格納設備及びその圧力制御方法に係り、特に、原子炉圧力容器が収容された上部空間とサプレッションプールを形成した下部空間に真空破壊弁を備えた原子炉格納設備及びその圧力制御方法に関する。 The present invention relates to a reactor containment facility and a pressure control method thereof in a nuclear power plant, and in particular, a reactor containment facility provided with a vacuum break valve in an upper space in which a reactor pressure vessel is accommodated and a lower space in which a suppression pool is formed. And a pressure control method thereof.
従来の原子力発電プラントにおける原子炉格納設備は、冷却材喪失事故時に生じる原子炉圧力容器が収容された上部空間(ドライウェル)の圧力上昇や水頭圧を利用して原子炉格納容器の冷却及び炉心へ冷却水を注水する静的非常炉心注水系が備えてある。そして、単純沸騰水型発電設備の静的非常炉心注水系として、静的格納容器冷却系と重力落下式炉心冷却系がある。 The conventional containment facilities in nuclear power plants use a rise in pressure in the upper space (dry well) containing the reactor pressure vessel (dry well) generated during a loss of coolant or water head pressure to cool the reactor containment vessel and the core. A static emergency core water injection system for injecting cooling water is provided. And there are a static containment vessel cooling system and a gravity drop type core cooling system as a static emergency core water injection system of a simple boiling water type power generation facility.
単純沸騰水型発電設備の静的格納容器冷却系は、図5に示すように構成されている。炉心5を収納する原子炉圧力容器6に接続される図示しない配管が破壊された場合、蒸気が上部空間である上部空間(ドライウェル)2内に放出される。放出された蒸気は、蒸気入口配管11を通じてドライウェル2の上部に形成された頂上空間4内のコンデンサ10に移送されて冷却され、凝縮された水は戻り配管12を通じてドライウェル2内の重力落下式炉心冷却系のプール7(又は原子炉圧力容器6)に戻している。前記コンデンサ10には、発生した非凝縮性の気体を下部空間3内のサプレッションプールへ導くベントライン13を設けている。
The static containment vessel cooling system of the simple boiling water power generation facility is configured as shown in FIG. When a pipe (not shown) connected to the
このような構成において、静的格納容器冷却系の駆動水頭圧は、ドライウェル2と下部空間3内を連通するベント管14の下端と前記サプレッションプールの水面間の水位差Δh1となる。
In such a configuration, the driving head pressure of the static containment vessel cooling system is a water level difference Δh1 between the lower end of the
一方、単純沸騰水型発電設備の重力落下式炉心冷却系は、冷却材喪失事故等で原子炉圧力容器6から放出された蒸気を、連通管9を通して重力落下式炉心冷却系のプール7内の空間部に導き、ドライウェル2とプール7内の空間圧力を均圧化させることにより、原子炉圧力容器6とプール7の水位差Δh2を利用してプール7が保有する冷却水を、注入配管8を介して原子炉圧力容器6内に注水する構成としている。
On the other hand, the gravity drop type core cooling system of the simple boiling water type power generation facility has the steam released from the
上記従来の技術においては、静的非常炉心注水系の作動時や苛酷事故対策設備として設置された格納容器スプレイ(図示せず)の作動により、ドライウェル2内に放出された蒸気が冷却されて凝縮し、それによって下部空間3内のサプレッションプールの水面上の空間(ウエットウェル3A)に対してドライウェル4内が過度に負圧となって原子炉格納容器1が損傷しないように、ドライウェル2とウエットウェル3A間に真空破壊弁15を設けている。
In the above conventional technique, the steam discharged into the
前記真空破壊弁15は、図6に示すように、弁体20とその弁座となるフランジプレート21とを備え、ドライウェル2がウエットウェル3Aに対して負圧になったとき、弁対20が圧力差によって開き、ドライウェル2とウエットウェル3Aの均圧化を図っている。
As shown in FIG. 6, the
このような真空破壊弁15には、弁の確実なる作動を定例試験時に確認するために、支軸22に軸支されたアーム23の一端が弁体20に連結され、他端がシリンダ24内を移動するピストン25に連結されている。そしてシリンダ24のピストン25を境とした一方側(図中右側)には、テスト用配管26を介してテスト用隔離電磁弁27,テスト用三方電磁弁28,作動ガス源が接続されている。そして、作動ガス源から例えば圧縮された窒素ガスをテスト用配管26を介してシリンダ24内に供給することで、ピストン25及びアーム23を介して、弁体20をフランジプレート21から引き離して真空破壊弁15を強制的に開放できるのである。またシリンダ24のピストン25を境とした他方側(図中左側)には、配管29を介して隔離電磁弁30,三方電磁弁31,作動ガス源が接続されている。そして、そして、作動ガス源から例えば圧縮された窒素ガスを配管29を介してシリンダ24内に供給することで、ピストン25及びアーム23を介して、弁体20をフランジプレート21に押付けて真空破壊弁15を強制的に閉じ、苛酷事故時に原子炉圧力容器6及びドライウェル2に冷却水を注水する際に、ドライウェル2内の機密性を高め、設備内保有水の有効利用を図っている。
In such a
上記真空破壊弁と同等の技術は、例えば特許文献1に記載されている。
A technique equivalent to the vacuum break valve is described in, for example,
上記従来における原子炉格納設備は、原子炉液層部から大量の破断流量があると、放出された蒸気の凝縮によりドライウェル2内の圧力が急激に低下し、ウエットウェル3Aに対して負圧となるので真空破壊弁15が開放する。また、原子炉格納容器1の格納容器スプレイ(図示せず)等を作動させた場合にも、同様にドライウェル2内の圧力が急激に低下するので真空破壊弁15が開放する。
In the conventional reactor containment equipment, when there is a large flow rate of breakage from the reactor liquid layer, the pressure in the
真空破壊弁15が開放された後も引き続き原子炉圧力容器6から蒸気の放出があると、ドライウェル2と下部空間のウエットウェル3Aには、ベント管14の水位差Δh1に相当する圧力差が生じる。この状態で、ドライウェル2からウエットウェル3Aに、真空破壊弁15を通じた内包気体の漏洩が生じた場合には、ドライウェル2側の蒸気がウエットウェル3A側に流出するので、ウエットウェル3Aの圧力が上がり水位差Δh1が小さくなる。静的格納容器冷却系は原子炉格納容器1の熱除去に際して、コンデンサ10内に取り込んだ蒸気に含まれる非凝縮性ガスを、前記水位差Δh1を利用して下部空間3内のサプレッションプールへ導くように構成されているため、水位差Δh1が小さくなると、非凝縮性ガスの排出が行えず、コンデンサ10内に非凝縮性ガスが蓄積されるので、コンデンサ10の除熱作用を停止させる問題が生じる。
If steam continues to be released from the
本発明の目的は、ドライウェル(上部空間)側からウエットウェル(下部空間)側への蒸気の漏洩を防止し、コンデンサの除熱作用を継続できる原子炉格納設備を提供することにある。 An object of the present invention is to provide a reactor containment facility capable of preventing the leakage of steam from the dry well (upper space) side to the wet well (lower space) side and continuing the heat removal action of the condenser.
本発明は上記目的を達成するために、原子炉圧力容器が収容された上部空間と、サプレッションプールを形成した下部空間と、前記上部空間の圧力が前記下部空間の圧力よりも低くなったときに開放する真空破壊弁と、非常時に前記上部空間内に放出された蒸気を回収して除熱し凝縮された水を前記上部空間内に戻し非凝縮性ガスを前記下部空間へ導くコンデンサと、非常時に前記上部空間内に冷却水の注入を行う非常炉心注水系とを備えた原子炉格納設備において、前記非常炉心注水系を起動させる注水系起動手段と、前記上部空間と前記下部空間との差圧を検出する圧力検出手段とを備え、前記注水系起動手段からの起動信号と前記圧力検出手段からの前記上部空間の圧力が前記下部空間の圧力よりも高くなったことを示す信号とを条件に前記真空破壊弁を強制的に閉弁する閉弁機構を設けたのである。 In order to achieve the above object, the present invention provides an upper space in which a reactor pressure vessel is accommodated, a lower space in which a suppression pool is formed, and a pressure in the upper space that is lower than a pressure in the lower space. A vacuum breaker valve that is opened, a condenser that recovers the steam released into the upper space in the event of an emergency, removes the condensed water and returns the condensed water to the upper space, and a non-condensable gas to the lower space; In a nuclear reactor containment facility equipped with an emergency core water injection system for injecting cooling water into the upper space, water injection system starting means for starting the emergency core water injection system, and a differential pressure between the upper space and the lower space And a pressure detection means for detecting a condition of a start signal from the water injection system start means and a signal indicating that the pressure in the upper space from the pressure detection means is higher than the pressure in the lower space. Forcing it had provided a valve closing mechanism for closing the vacuum breaker valve.
上記のように注水系起動手段からの起動信号と上部空間の圧力が下部空間の圧力よりも高くなったことを示す信号とを条件に真空破壊弁を強制的に閉弁することで、注水起動手段の作動時における上部空間から下部空間への上記の流出を防止することができ、これによって上部空間から下部空間の間に発生した圧力差を利用しコンデンサ内の非凝縮性ガスを下部空間へ導くことができ、コンデンサの除熱作用を促進することができるのである。 As described above, water injection start is performed by forcibly closing the vacuum breaker valve on the condition of the start signal from the water injection system starting means and the signal indicating that the pressure in the upper space is higher than the pressure in the lower space. It is possible to prevent the above-mentioned outflow from the upper space to the lower space during operation of the means, thereby utilizing the pressure difference generated between the upper space and the lower space to transfer the non-condensable gas in the condenser to the lower space. Therefore, the heat removal action of the capacitor can be promoted.
以上説明したように本発明によれば、ドライウェル(上部空間)側からウエットウェル(下部空間)側への蒸気の漏洩を防止し、コンデンサの除熱作用を継続できる原子炉格納設備を得ることができる。 As described above, according to the present invention, it is possible to obtain a reactor containment facility capable of preventing the leakage of steam from the dry well (upper space) side to the wet well (lower space) side and continuing the heat removal action of the capacitor. Can do.
以下本発明による原子炉格納設備を図1に基づいて説明する。尚、図5と同一符号は、同一部品を示すので、再度の詳細な説明は省略する。 A reactor containment facility according to the present invention will be described below with reference to FIG. Note that the same reference numerals as those in FIG. 5 indicate the same parts, and thus detailed description thereof is omitted.
原子炉格納容器1は、上部空間(ドライウェル)2と、その下側の下部空間3と、上部空間2の上方に形成された頂部空間4とを有している。
The
ドライウェル2内には、炉心5を収容した原子炉圧力容器6と、この格納容器6よりも上方に配置された重力落下式炉心冷却系のプール7が設置されており、プール7からは注入配管8を介して原子炉圧力容器6内に注水されるように構成されている。また、プール7と原子炉圧力容器6とは、原子炉圧力容器6内と同圧となるように、連通管9で連通している。
In the
頂部空間4内には、コンデンサ10が設置されており、コンデンサ10には、ドライウェル2に開口する蒸気入口配管11が接続されており、また、凝縮水を前記プール7に戻す戻り配管12が接続されている。さらに、コンデンサ10からは、下部空間3に延在するベントライン13が接続されている。
A
前記ドライウェル2の下部からは、先端が前記下部空間3内のサプレッションプールに至る連通するベント管14が接続されている。そして、前記ドライウェル2と前記下部空間3のサプレッションプールの水面上の空間であるウエットウェル3Aとは、真空破壊弁15を介して連通している。
A
このほか、前記ドライウェル2内の圧力を検出する圧力計16と、ウエットウェル3A内の圧力を検出する圧力計17と、これら圧力計16,17の圧力を比較する差圧計18とが設けられており、前記真空破壊弁15は、前記差圧計18の計測値が所定値を超えた場合で、強制的に閉弁するように構成されている。さらに、前記真空破壊弁15は、前記差圧計18の計測値に基づいて閉弁するほか、冷却材喪失事故時に原子炉格納容器の冷却及び炉心へ冷却水を注水する静的非常炉心注水系の作動を条件に閉弁するように構成されている。尚、前記静的非常炉心注水系の構成及び動作は、既述の静的格納容器冷却系と重力落下式炉心冷却系及びの通りであり、原子炉格納設備の動作も基本的に既述の通りである。
In addition, a
また、真空破壊弁15は、図2に示すように、基本構成は、図6に示す従来の真空破壊弁15と同じ構成であり、したがって、図6と同一符号は、同一部品を示すので、再度の詳細な説明は省略する。しかしながら、真空破壊弁15を強制的に開閉するためにテスト用隔離電磁弁27,テスト用三方電磁弁28及び隔離電磁弁30,三方電磁弁31を駆動する信号が従来と大きく異なる。
Further, as shown in FIG. 2, the basic configuration of the
即ち、ドライウェル2内の圧力からウエットウェル3A内の圧力を差し引いた圧力が正圧、云い代えればドライウェル2内の圧力がウエットウェル3A内の圧力より高い場合に真空破壊弁15を強制的に閉弁させる強制閉信号を隔離電磁弁30,三方電磁弁31に送信して駆動する。この時の閉弁操作は、差圧計18での計測値が、ドライウェル2内の圧力からウエットウェル3A内の圧力を差し引いた圧力が正圧の場合、即ち、ウェル間差圧が正の場合、図3に示すように、静的非常炉心注水系である静的格納容器冷却系の動作信号(ECCS起動信号)の発生と共に、ウェル間差圧が正の信号の発生により、真空破壊弁15の強制閉信号が発せられ、この強制閉信号により隔離電磁弁30,三方電磁弁31を開いて圧縮機体である窒素ガスをシリンダ24内に供給し、弁体20をフランジプレート21に密着させることで真空破壊弁15は強制的に閉弁される。したがって、真空破壊弁15が開放された後も引き続き原子炉圧力容器6から蒸気の放出があって、ドライウェル2と下部空3間のウエットウェル3Aに、ベント管14の水位差Δh1に相当する圧力差が生じても真空破壊弁15を通じた内包気体の漏洩が生じることはなく、その結果、必要な水位差Δh1を維持できるので、コンデンサ10内に取り込んだ蒸気に含まれる非凝縮性ガスを、この水位差Δh1を利用して下部空間3内のサプレッションプールへ導くことができ、コンデンサ10の除熱作用を維持することができるのである。
That is, when the pressure obtained by subtracting the pressure in the
また、ウェル間差圧が負、云い代えればドライウェル2の圧力がウエットウェル3Aよりも低圧となった場合には、ウェル間差圧が正の信号の発生がなく、その結果、真空破壊弁15の強制閉が解除されることから、ウェル間差圧により真空破壊弁15は開弁する。尚、図示しない手動スイッチによるテスト信号により、テスト用隔離電磁弁27,テスト用三方電磁弁28を開いて真空破壊弁15を強制開している最中に、真空破壊弁15を強制閉する信号(ECCS起動信号とウェル間差圧が正の信号)が発生した場合には、テスト時の強制開信号を強制的にワイプアウトして、ECCS起動信号とウェル間差圧が正の信号を優先する。
Further, when the pressure difference between the wells is negative, in other words, when the pressure of the
ところで、前記真空破壊弁15を強制的に閉弁させる代わりに、真空破壊弁15が開閉する通路に、別の電磁弁を設け、この電磁弁を緊急時に閉弁するようにしてもよい。
By the way, instead of forcibly closing the
図4は、静的格納容器冷却系の性能維持が要求される時間が、事故発生直後ではなく、事故発生後から所定時間経過後内に要求される場合の実施の形態を示すもので、図3に示す強制閉信号の条件としてのECCS起動信号とウェル間差圧が正の信号に、運転員による強制閉スイッチ操作による強制閉信号を加えたことを条件に真空破壊弁15の強制閉信号を発生させるようにしたものである。
FIG. 4 shows an embodiment in which the time required to maintain the performance of the static containment cooling system is required not after the occurrence of the accident but within a predetermined time after the occurrence of the accident. The forced closing signal of the
1…原子炉格納容器、2…上部空間(ドライウェル)、3…下部空間、3A…ウエットウェル、4…頂部空間、5…炉心、6…原子炉圧力容器、7…プール、8…注入配管、9…連通管、10…コンデンサ、11…蒸気入口配管、12…戻り配管、13…ベントライン、14…ベント管、15…真空破壊弁、16,17…圧力計、18…差圧計、20…弁体、21…フランジプレート、23…アーム、24…シリンダ、25…ピストン、27…テスト用隔離電磁弁、28…テスト用三方電磁弁、30…隔離電磁弁、31…三方電磁弁。
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