JPH01314995A - 自然循還型原子炉 - 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〕 本発明は自然循環型原子炉に関し、特に原子炉圧力容器
に接続された配管の破断を想定した場合、炉心を常に冠
水させるのに好適な自然循環型原子炉に関する。

〔従来の技術〕

従来の自然循環型原子炉においては、−日本原子力学会
「昭和６２年会Ｊ　　（１９８７年４月１日〜３日、名
犬）、Ｅ４４、自然循環型ＢＷＨの概念検討−（１）プ
ラント概要−に記載のように、原子炉圧力容器に接続さ
れた配管の破断を想定した場合、蓄圧注水系のタンクか
ら水を注入するようにしていた。

〔発明が解決しようとする課題〕

上記従来技術では、原子炉圧力容器に接続された配管の
破断を想定した場合、大口径配管が破断した際にはブロ
ーダウン時の急激な減圧により、また、小口径配管が破
断した際にはＡＤＳ作動時の急激な減圧により、原子デ
圧力容器内の冷却材がフラッシングをおこし、大量の冷
却材が原子炉圧力容器から放出される。したがって、フ
ラッシング終了後ボイドが発生しなくなると炉水位は低
下し、蓄圧注水系が作動して冷却材が炉心に注水され始
めるまでの間、−時的に炉心頂部が露出する可能性があ
った。

また、原子炉の減圧が完了して残留熱除去系の炉心冷却
モードが作動し圧力抑制室内の水を注入する長期冷却時
には、注入された冷却材により炉水位は上昇し、破断口
より溢水する。この時、−部の冷却材は、炉心部を冷却
するように作用せず、低温のまま破断口より流出し、炉
心から発生する崩壊熱を効率的に除去できない可能性が
あった。

このため、従来技術では、残留熱除去系の流量および熱
交換器の容量を十分余裕のある大きさにする必要があっ
た。

本発明の目的は、原子炉圧力容器に接続された配管の破
断を想定した場合、原子炉圧力容器内の炉心を常時冠水
させることのできる自然循環型原子炉を提供することで
ある。

また、本発明の他の目的は、長期冷却時に原子炉圧力容
器から逸水した冷却材により、原子炉圧力容器外部から
さらに炉心を冷却することにより効率的に長期冷却を行
うことのできる自然循環型原子炉を提供することである
。

〔課題を解決するための手段〕

上記目的を達成するため、本発明は、炉心を内蔵した原
子炉圧力容器を有し、前記炉心を、原子炉圧力容器に接
続された配管が破断し、フラッシングによる水位低下が
原子炉圧力容器内に生じた場合でも、炉心頂部が常に冠
水する位置に配置したことを特徴とする自然循環型原子
炉を提供する。

さらに、本発明は、原子炉圧力容器の下方に位置する下
部ドライウェルが通孔を介して該下部ドライウェルの周
囲に位置する圧力抑制室に連通した原子炉格納容器をさ
らに有し、前記原子炉圧力容器を前記原子炉格納容器内
に前記炉心が前記通孔のレベル以下に位置するように配
置したことを特徴とする自然循環型原子炉を提供する。

〔作用〕

このように構成した本発明においては、圧力容器に接続
された配管の破断を想定した場合、Ｔ心向に存在してい
た水は配管の破断口からのブローダウンおよびＡＤＳ作
動に伴う急速な減圧によるフラッシングにより原子炉圧
力容器から喪失し、フラッシング終了後、冷却材水位が
低下するが、フラッシング後、蓄圧注水系が作動を開始
するまでの時間においても炉心は常時冠水し露出するこ
とはない。

また、フラッシング終了後、蓄圧注水系が作動し蓄圧注
水タンクから水を注水し、さらにその後残留熱除去系が
作動を開始し、圧力抑制室内の水を注水する。この原子
炉圧力容器内に注入された水は炉心を冠水状態に維持し
ながら原子炉圧力容器の外部へ流出する。この流出水は
、原子炉圧力容器の下方に存在する下部ドライウェルへ
移行し、この下部ドライウェル領域に充填される。ここ
で、本発明においては、炉心が下部ドライウェルの通孔
レベル以下に配置されている。したがって、下部ドライ
ウェルに充填された水量が増加すると、この水位は炉心
位置より上方へ達する。そしてその後、この水は、通孔
より圧力抑制室へ流出する。

したがって、原子炉圧力容器内に注水された上記冷却材
の一部は、炉心の崩壊熱を除去せずに低温のまま破断口
より原子炉圧力容器の外部へ流出するが、その低温の冷
却材が下部ドライウェルにおいて原子炉圧力容器の外側
から原子炉圧力容器の表面部を冷却することにより炉心
を冷却することに利用される。このようにして炉心で発
生した崩壊熱の除去を確実かつ効率的に行っている。

〔実施例〕

以下、第１図と第２図を参照して実施例により本発明を
説明する。

第１図において、自然循環型原子炉を構成する原子炉圧
力容器１は、ベースコンクリートマット１５に載置され
た原子炉格納容器７内に配置されている。原子炉格納容
器７は、ドライウェル８、圧力抑制室９、圧力抑制室プ
ール水１０、ペデスタル１１、ベント管１２、水平ベン
ト１６を有する。ドライウェル８は、通孔２０を介して
圧力抑制室９に連通している。原子炉格納容器７の外側
に配置された外周プール１３は、外周プール用補給水ラ
イン２２に接続され、また外周プール用べントパイプ１
４により外部に連通している。原子炉圧力容器１は、配
管により蓄圧注水系１７、残留熱除去浄化系１８及び残
留熱除去系１９に接続されている。蓄圧注水系１７は、
原子炉圧力容器に接続された配管の破断時に炉内圧力が
一定圧まで減圧すると作動して原子炉圧力容器１へ注水
する。残留熱除去系１８．１９は、それぞれポンプ２．
３．２４および熱交換器２５．２６を有し、原子炉圧力
容器に接続された配管の破断時に炉内圧力が完全に減圧
すると作動して炉心で発生した崩壊熱の除去を行う、こ
のとき残留熱除去系１９は、圧力抑制室プール１０内の
冷却水を原子炉圧力容器１内に注水する。

第２図に示すように、原子炉圧力容器１は、燃料制御棒
２、炉心３、蒸気チムニ−４および蒸気乾燥器５を有す
る。原子炉圧力容器内には冷却材６が充填され、炉心３
は冷却材６中に冠水している。炉心３から発生した蒸気
は、冷却材６より上方に位置した蒸気乾燥器５および主
蒸気配管（図示せず）を介してタービンへ流入する。こ
の実施例では、炉心３は、以下に詳細に述べるように原
子炉圧力容器１内の冷却材６の量が６０％に減少した時
の冷却材水位より下方に設置されている。

さらに、原子炉圧力容器１が原子炉格納容器７内に設置
された状態で、炉心３は第１図に示すように通孔２０よ
り下方に位置している。

このように構成された自然循環型原子炉において、原子
炉圧力容器１に接続された大口径配管の破断を想定した
場合、原子炉圧力容器内の急激な減圧によって、原子炉
圧力容器内の冷却材６がフラッシングを起こし、原子炉
圧力容器の外部へ放出される。この冷却材の放出量は、
蒸気放出前（すなわち大口径配管破断前）の冷却材の量
の約４０％である。以下に計算式を示す。

ｅ　＝　（ＥＴ　−ＥＩＡ　）　／　（ＢＳ　−Ｅ１４
）ｅ：冷却材蒸発率 ＥＴ：冷却材エンタルピー（Ｋｃａ　ｌ／にｇ）ＥＳ：
大気圧での水蒸気のエンタルピー（Ｋｃａｌ／にｇ） ＥＷ　：大気圧での水のエンタルピー （にｃａｌ／にｇ） 通常運転時の原子炉圧力容器内の圧力は８０ａｔａ、大
気圧は１　ａｔａであるから、ＥＴ　、ＢＳ　、　ＥＡ
は、それぞれ３１３．３１４Ｋｃａｌ／にａ、　６３９
．１５にｃａｌ／Ｋｇ。

１００．０９２Ｋｃａｌ／Ｋｇである。

したがって、冷却材蒸発率ｅは、 ｅ　＝　（３１３，３１４−１００，０９２）／（６３
９，１５−１００，０９２）＝　０．３９６ すなわち、６０％以上の冷却材が残留する。したがって
、原子炉圧力容器１に接続された大口径配管の破断Ｘを
想定した場合、冷却材の量が６０％に減少した時の冷却
材の水位より下方に設置された炉心３は、冷却材６がフ
ラッシングしても冠水状態に維持される。その後は、炉
心崩壊熱による冷却材の蒸発が始まり、冷却材の水位を
さらに低下させようとする。一方、炉内圧力が５　ａｔ
Ｑまで減圧した時点で、蓄圧注水系１７が作動し蓄圧注
水タンクから原子炉圧力容器１へ水を注水して、炉心３
を冠水状態に維持する。そしてその後、原子炉圧力容器
内が完全に減圧すると、残留熱除去系１８．１９が作動
を開始し、長期冷却モードに移行する。従ってこの時点
以降、残留熱除去系１９は圧力抑制室プール１０から熱
交換器２３を介して原子炉圧力容器１内に注水し、原子
炉容器内の水位は上昇する。そして、注水された水は、
炉心３を冠水状態に維持しながら、配管の破断口より原
子炉圧力容器１の外部へ逸水し、原子炉圧力容器１の下
方の下部ドライウェル２１内に溜まる。

下部ドライウェル２１内の水位が通孔２０に達した時点
以降、水は通孔２０からベント管１２および水平ベント
１６を介して圧力抑制室９へ流入する。この水の循環に
より、圧力抑制室９内の水位および下部ドライウェル２
１内の水位が通孔２０の付近のレベルに維持される。

残留熱除去系１９により原子炉圧力容器１内へ注入され
た低温の冷却材６の大部分は、蒸気チムニ−４の外側を
下方に流れ、炉心３を下方から通過することにより炉心
３の崩壊熱を除去して高温になり、残留熱除去系１９か
ら原子炉圧力容器１内へ注入された冷却材６の一部は炉
心３をパイパスして低温のまま配管の破断口より逸水す
る。したがって、逸水して原子炉圧力容器１の下方の下
部ドライウェル２１に溜まった冷却材の温度は、原子炉
圧力容器１内の冷却材の温度より低い。

従来技術において、炉心が下部ドライウェルにおける水
位より上方に位置する場合、残留熱除去系から原子炉圧
力容器内へ注水された冷却材が蒸気チムニ−内を下方へ
流れずに配管の破断口へバイパスするのを補償するなめ
に、十分に余裕のある量の水を注水する必要があるだけ
でなく、炉心部を冷却するように作用しないで低温のま
ま下部ドライウェルから通孔を介して圧力抑制室へ入る
低温の水を残留熱除去系の熱交換器にて冷却することに
なる。したがって、熱交換器の効率が低下し、冷却水の
低温が炉心の冷却に十分に利用されない。

上記実施例では、蓄圧注水系１７および残留熱除去系１
つからの注水に伴って生じる逸水により、下部ドライウ
ェル２１内の水位が通孔２０まで上昇すると、通孔２０
が炉心３より上方に位置しているので、炉心３は下部ド
ライウェル２１内の水位より下方に位置することになる
。これにより、残留熱除去系１９から注入された冷却水
は、炉心３をバイパスして冷温状態で原子炉圧力容器１
の外部へ逸水したとしても、下部ドライウェル２１にお
いて原子炉圧力容器１の外側から原子炉圧力容器の壁を
介して原子炉圧力容器内の高温の冷却材６と熱交換する
ことにより、間接的に炉心を冷却することが可能となる
。このことにより、炉心３をバイパスして逸水した冷却
材は、炉心の冷却に寄与することになり、崩壊熱の除去
効率は向上する。

また、原子炉圧力容器１内の冷却材と熱交換して高温と
なった冷却材は、密度差により下部ドライウェル２１内
の滞留水の上部に集り、この高温の冷却材が選択的に通
孔２０を通って圧力抑制室９内へ流入するため、圧力抑
制室９内の水の温度は上昇する。したがって、高温の水
が残留熱除去系１９により熱交換されるなめ、残留熱除
去系１つの熱交換効率が向上し、小型の熱交換器で十分
な効果を得ることができる。

〔発明の効果〕

本発明によれば、原子炉圧力容器に接続された配管が＠
断した時にも炉心は常時冠水することが可能となるから
、フラッシング終了後に蓄圧注水系が作動して冷却材を
原子炉圧力容器に注水し始めるまでの間に一時的に炉心
頂部が露出する可能性を排除する。

また、原子炉圧力容器内の炉心を下部ドライウェルの通
孔のレベル以下に位置させた場合には、フラッシング終
了後、原子炉圧力容器の外部へ流出し、下部ドライウェ
ルに溜まった低温の冷却材が原子炉圧力容器の外側から
原子炉圧力容器の表面部を冷却することにより炉心を冷
却し、炉心で発生した崩壊熱の除去を確実にかつ効率的
に行うことができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例による原子ｆ圧力容器を組み
込んだ原子炉格納容器の垂直方向の断面図および第２図
は原子炉圧力容器の縦方向の断面図である。 図において、 １・・・原子炉圧力容器、　３・・・炉心、４・・・蒸
気チムニ−１６・・・冷却材、７・・・原子炉格納容器
、　９・・・圧力抑制室、１７・・・蓄圧注水系、　　
１９・・・残留熱除去系、２０・・・通孔、　　　　　
　２１・・・下部ドライウェル。 出願人　　株式会社　日立製作所 代理人　　弁理士　春　日　　譲 第１図 ２ト−１品ドライウェル 第２図

Claims (2)

【特許請求の範囲】
1. （１）炉心を内蔵した原子炉圧力容器を有し、前記炉心
   を、原子炉圧力容器に接続された配管が破断し、フラッ
   シングによる水位低下が原子炉圧力容器内に生じた場合
   でも、炉心頂部が常に冠水する位置に配置したことを特
   徴とする自然循環型原子炉。
2. （２）前記原子炉圧力容器の下方に位置する下部ドライ
   ウェルが通孔を介して該下部ドライウェルの周囲に位置
   する圧力抑制室に連通した原子炉格納容器をさらに有し
   、前記原子炉圧力容器を前記原子炉格納容器内に前記炉
   心が前記通孔のレベル以下に位置するように配置したこ
   とを特徴とする請求項１記載の自然循環型原子炉。