JPH0232294A - 原子炉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】 〔発明の目的〕 （産業上の利用分野） 本発明は、軽水型原子炉の冷却材喪失事故（以下ＬＯＣ
Ａと称す）時における原子炉の安全性を確保するための
原子炉非常用炉心冷却装置の改良に関するものである。

（従来の技術） 想定される配管破断によるＬＯＣＡに対して燃料及び燃
料被覆の重大な損傷を防止でき、かつ、燃料被覆の金属
と水との反応を十分小さな量に制限できる構造として設
けられている。ＥＣＣ５は、高圧炉心スプレン系（以下
ＨＰＣ８と呼ぶ）１７、自動減圧系（以下ＡＤＳと呼ぶ
）１８、低圧炉心スプレィ系（以下ＬＰＯ３と呼ぶ）１
９、低圧注水系（以下ＬＰＣＩと呼ぶ）　２０．２１．
２２の各系統から構成されている。

第５図に第４図のＥＣＣ５系統のＩ、　ＩＩ、　ＤＩの
区分別の駆動源を示す。ＥＣＣ５系の電動機、ポンプ等
の機器は火災等の場合を考慮してスペース的に区分して
設けられている。尚、図中における弁記号で１補は通常
運転中間、〉くは通常運転中間を示すものである。２３
はＥＣＣ５の非常用所内電源である。ＥＣＣ５は、非常
用所内電源２３のみの運転下で例えば系統の最重要機器
１個の単一故陣を仮定しても装置の安全機能が達成でき
るように、独立性を有する設計とされている。区分■に
おける１台のＬＰＣＳポンプ２４と１台のＬＰＣＩポン
プ２５は、専用の所内電源母線２６及びディーゼル発電
ｖ１２７に接続されている。区分■のＬＰＣＩポンプ２
８．２９の２台は専用の所内電源母線３０及びディーゼ
ル発電機３１に接続されている。区分■における１台の
ＨＰＣＳポンプ３２は、専用の所内電源母線３３及びデ
ィーゼル発電ｆｉ３４に接続されており、また、自動減
圧系（ＡＤＳ）１８は蓄電池にそれぞれ接続されている
。尚、第４図、第５図において、３６はサプレッション
プール、３７はドライウェル、３８はベント管、３９は
熱交換器、４１は復水貯蔵タンクである。

第６図にＬＰ０１の系統概要図を示す。ＬＰＣ３１９は
、電動機駆動のＬＰＣＳポンプ２４が１台、炉心上部の
スパージャ３５、配管、弁類及び計測装置から構成され
ている。この系統は、原子炉水位が「低」または格納容
器圧力「高」の信号で作動を開始し、サプレッションプ
ール３６のプール水を、炉心上部に取り付けられたスパ
ージー３５におけるヘッダーのノズルから燃料集合体（
図示せず）上にスプレィすることによって炉心を冷却し
、原子炉水位「高」の信号により停止するようになって
いる。その際、破断口から流出した水は、ドライウェル
３７の底部に溜まりベント管３８を通ってサプレッショ
ンプール３６のプール水に戻り、再びスプレィ水として
循環する。

第７図に、ＬＰＣＩの系統概要を示す。ＬＰＣＩ２０．
２１．２２は、電動機駆動のＬＰＣＩポンプ２５゜２８
、２９の３台、配管、弁類及び計測装置から構成されて
いる。本系統は、３台のＬＰＣＩポンプ２５の１台と他
のしＰＣＩポンプ２８．２９の２台とは、別々のループ
になっており、原子炉水位「低」または格納容器圧力「
高」の信号で作動を開始し、サプレッションプール３６
のプール水を直接炉心シュラウド（図示せず）内に注入
し、冠水させることにより炉心を冷却する。尚、スプレ
ィは水の粒子が細かくなるため冠水の方がスプレィより
効果的に冷却できる。

その他の運転モードとして、第８図に示すように、格納
容器冷却モードがおり、完全な独立２系統で構成されて
いる。本系統により、ＬＯＣＡ後サプレッションプール
３６のプール水は、ドライウェル３７内及びサプレッシ
ョンプール３６のチャンバョンチャンバ３６ａ内に戻り
、サプレッションチャンバ３６ａ内にスプレィされた水
と共に残留熱除去系（ＲＨＲ）の熱交換器３９で冷却さ
れた後、再びスプレィされるようになっている。

第９図に、ｌ−Ｉ　Ｐ　ＣＳの系統概要図を示す。ＨＰ
Ｃ３１７は、電動駆動のトｌＰｃ５ポンプ３２が１台、
スパージャ４０、配管、弁類及び計測制６′Ｉｌ装置か
ら構成されている。本系統は、原子炉水位「低」または
、格納容器圧力「高」の信号で作動を開始し、復水貯蔵
タンク４１の水またはサプレッションプール３６のプー
ル水を、炉心上部に取り付けられたスパージャ４０にお
けるヘッダーのノズルから、燃料集合体上に、スプレィ
することによって炉心を冷却する。また、原子炉水位「
高」信号でスプレィを自動的に停止する。水源は、第１
水源として復水貯蔵タンク４１の水を使用するが、復水
貯蔵タンク４１の水位が設定値より下がるか、サプレッ
ションプール３６のプール水の水位が設定値より上がる
と第２水源のサプレッションプール３６のプール水に自
動的に切り換わるようになっている。

Ａ　Ｄ　３１８は、逃がし安全弁の一部からなり、低圧
注水系または低圧炉心スプレィ系と連系して炉心を冷却
する開催を有している。本系統は原子炉水位が「低」及
び格納容器圧力「高」の両信号をう（プてかう１２０秒
の時間遅れをもって作動し、原子炉圧力を速やかに低下
させてＬＰＣＩまたはＬＰ０１と連係して十分炉心を冷
却することができる。

ざらに、安全設備とは別に、原子炉隔離時冷却系（ＲＣ
ＩＣ図示せず）がある。これは、原子炉挙止後何らかの
原因で復水、給水が停止した場合に、原子炉水位を維持
するため、原子炉蒸気の一部を用いたタービン駆動ポン
プにより、復水貯蔵タンク４１またはサプレッションプ
ール３６のプール水を炉心に注入することを目的として
いる。

上記のように現行ＢＷＲ−５のＥＣＣ５系統構成は、高
圧系が１系統、低圧系が４系統であり、いずれもシュラ
ウド内部に注水されている。

（発明が解決しようとする課題） 現行ＢＷＲ−５のＥＣＣ５は、すべてシュラウド内に端
部が形成されているため、ＥＣＣ５配管破断を想定した
場合にはシュラウド内から直接冷却材が流出することに
なる。ＢＷＲ−５のＥＣＣ８がシュラウド内に注水され
るのは大口径の再循環配管がシュラウド外の低位置にあ
るため、再循環配管大破断を想定した場合にはシュラウ
ド外に注水しても炉心へは注水されないためである。し
かし最近再循環配管のないインターナルポンププラント
が開発されつつある。本プラントでは大口径の配管が低
位置にはないので、ＥＣＣ５をシュラウド内に注水した
場合にはＥＣＣ５配管破断が最も厳しい冷却材喪失事故
となる。

本発明の目的は再循環ポンプ内蔵型原子炉においてＥＣ
Ｃ５配管破断時のシュラウド内水位の低下を抑制して原
子炉の安全性を高めることのできる原子炉非常用炉心冷
却装置を得ることにある。

（発明の構成〕 （課題を解決するための手段） 上記目的を達成するために、本発明においては、再循環
ポンプ内蔵型原子炉の冷却材喪失事故時に原子炉圧力容
器内を冷却する原子炉非常用炉心冷却装置において、こ
の原子炉非常用炉心冷却装置を構成する各系統の原子炉
圧力容器内の開口部を原子炉圧力容器内に収容されたシ
ュラウドの外部であり、かつシュラウド内に収容された
炉心の上端より上方に形成されて成ることを特徴とする
原子炉非常用炉心冷却装置を提供する。

（作　用） このように構成された原子炉非常用炉心冷却装置におい
ては、この原子炉非常用炉心冷却装置を構成する各系統
の一部の配管が破断した場合においても破断口が炉心の
上部となるため、破断によって外部に放出される流量を
低減させることができ、シュラウド外部に開口が形成さ
れているため、シュラウド内部から直接外部に冷却材が
放出されるのを防止することができる。

（実施例） 以下、第１図から第３図を参照して本発明の一実施例に
係る原子炉非常用炉心冷却装置について説明する。

ここで第１図を参照して原子炉非常用炉心重囲系の概要
を説明する。第１図において、原子炉圧力容器１内には
シュラウド１６が配設されており、このシュラウド１６
内には炉心２が収容されている。

このシュラウドの下部にはインターナルポンプ３が配設
されている。冷却材は一般に給水管８から原子炉圧力容
器１内に給水されインタープルポンプ３を介して下部プ
レナム１ａ内に導入される。この下部プレナム１ａ内に
導入された冷却材は上昇し、炉心２内にて蒸発する。こ
の蒸気は気水分離器１ｂ。

主蒸気管９を介してタービン（図示せず）に導入する構
成になっている。そして、この原子炉圧力容器内１に接
続されたＥＣＣ５は図に示すように高圧注水系（以下Ｈ
ＰＣＩと呼ぶ）４を２系統低圧注水系（以下り、　Ｐ　
ＣＩと呼ぶ）５を３系統、原子炉隔離時冷却系（以下Ｒ
ＣＩＣと呼７Ｓ）６を１系統及び自動減圧系（以下ＡＤ
Ｓと呼ぶ）７から構成されている。本実施例の上記実施
例は単一故障を仮定しても装置の安全機能が達成される
ように独立性を有する構成であり、動力源、ポンプ等の
機器はすべて第２図に示すように１区分、■区分、■区
分からなる３区分構成とし各区分にそれぞれ高圧系ＥＣ
Ｃ５及び低圧系ＥＣＣ８が設置されている。なお、第２
図において、第５図と同一の部分には同一の符号を付し
、その構成の説明は省略する。

原子炉格納容器１０内には原子炉圧力容器１が収容され
ており、この原子炉圧力容器１に前記ＥＣＣ８が接続さ
れている。このＥＣＣ５は３区分に分割されており、そ
の各系統は原子炉圧力容器１内のシュラウド１６外側部
に端部が開放されている。

区分■はＬＰＣ１，５とＲＣＩＣ６とから構成ざれてい
る。ＬＰＣＩ　５はサプレッションプール１３を水源と
し、ＬＰＣＩポンプ５ａにて昇圧され原子炉補機冷却系
１４の熱交換器１１によって冷却された後、給水管８を
介して原子炉圧力容器１内に導入されている。前記ＲＣ
ＩＣ６は復水貯蔵タンク４１゜サプレッションプール３
６を水源とし、ＲＣＩＣポンプ６ａにて昇圧され給水管
８を介して原子炉圧力容器１内に導入されている。

区分■はＩ−Ｉ　Ｐ　ＣＩ　４とＬＰＧＩ　５とから構
成されている。ＨＰＣＩ４はサプレッションプール３６
及び復水貯蔵タンク４１を水源とし、ＨＰＣＩポンプ４
ａにて昇圧され原子炉圧力容器１内に導入されている。

前記ＬＰＣＩ５はサプレッションプール３６を水源とし
、ＬＰＣＩポンプ５ａにて昇圧され、原子炉補機冷却系
１４の熱交換器１１にて冷却され、原子炉圧力容器１内
に導入されている。

区分■はＨＰＣＩ４．ＬＰＣＩ５．ＡＤＳ７から構成さ
れている。ＨＰＣＩ　４はサプレッションプール３６及
び復水貯蔵タンク４１を水源とし、ＨＰＣＩポンプ４ａ
にて昇圧して原子炉圧力容器１内に導入されている。Ｌ
ＰＣＩ　５はサプレッションプール３６を水源とし、Ｌ
ＰＣＩポンプ５ａにて昇圧され、原子炉補機冷却系１４
の熱交換器１１にて冷却され、原子炉圧力容器１内に導
入されている。前記ＡＤＳ７は主蒸気管９に一端が接続
されており、その弛端部は弁７ａを介してサプレッショ
ンプール３６のプール水中に開放されている。

以上の構成によって、ＨＰＣＩ、ＬＰＣＩ、ＲＣＩＣ，
ＡＤＳから成るＥＣＣ５はすべてシュラウド外の炉心上
端より高い位置に設置されている。

これによってＥＣＣ５配管破断時において原子炉内にお
ける水位の低下を緩やかにすることができる。上述した
ようなプラントでは主蒸気管のような大口径の配管、Ｅ
ＣＣ５のような中口径の配管及びその他の小口径の配管
がおり、各種の配管破断により減圧速度が変化するので
、ＥＣＣ５は高圧から低圧までをカバーする必要がある
。本発明では各区分共に高圧系ＥＣＣ５と低圧系ＥＣＣ
５を有するので単一故障を考えても適切にあらゆる配管
破断に対応することが可能である。

上述した構成における作用を第３図の特性図を参照して
説明する。第３図においてシュラウドの内側にＥＣＣ５
配管がある従来例の場合へと本発明のＥＣＣ８構成の場
合ＢにおけるＥＣＣ５配管破断時の原子炉内保有水■の
比較を°示す。本発明のＥＣＣ５構成の場合には、ＥＣ
Ｃ５配管破断が生じた場合には、破断口は比較的に早く
露出するために、破断流は気相となり破断流量は比較的
に小ざい。また、原子炉の減圧も早いので、ＥＣＣ８の
注入量も多くなる。従って事故時の原子炉内の保有水量
は多く、安全余裕を向上させることができる。〔発明の
効果〕 上述したように、本発明の一実施例に係る原子炉非常用
炉心冷却装置によれば、原子炉非常用炉心冷却装置を構
成する各系統の原子炉圧力容器内の開口部をシュラウド
の外部であり、かつ炉心の上端より上方に形成したので
、系統内配管が破断した場合においてもシュラウド内か
ら直接冷却材が流出することがなく、ざらには炉心上端
より下方にて破断することがないので、事故時に、炉心
内の保有水量を多く保つことができ、より安全余裕を向
上させることができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例に係る原子炉非常用炉心冷却
装置の主要部を示す系統図、第２図は第１図に示した原
子炉非常用炉心冷却装置の全体構成を示す系統図、第３
図は本発明と従来例の作用を示す特性図、第４図は非常
用炉心冷却装置の従来例の主要部を示す系統図、第５図
は第４図に示した従来例の全体構成を示す系統図、第６
図は低圧炉心スプレィ系の従来例を示す系統図、第７図
は低圧注水系の従来例を示す系統図、第８図は格納容器
冷却モードの従来例を示ず系統図、第９図は高圧炉心ス
プレィ系の従来例を示す系統図である。 １・・・原子炉圧力容器 ２・・・炉心 ３・・・インターナルポンプ ４・・・高圧注水系（ＨＰＣＩ＞ ５・・・低圧注水系（ＬＰＣＩ） ６・・・原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）７・・・自動
減圧系（ＡＤＳ） ６・・・シュラウド

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 再循環ポンプ内蔵型原子炉の冷却材喪失事故時に原子炉
   圧力容器内を冷却する原子炉非常用炉心冷却装置におい
   て、この原子炉非常用炉心冷却装置を構成する各系統の
   原子炉圧力容器内の開口部を原子炉圧力容器内に収容さ
   れたシュラウドの外部であり、かつシュラウド内に収容
   された炉心の上端より上方に形成されて成ることを特徴
   とする原子炉非常用炉心冷却装置。