JPH04258794A - 原子炉緊急冷却水供給装置の蓄圧注入タンク - 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】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、原子炉の緊急冷却水供
給装置に関し、特に、同装置において用いられる蓄圧注
入タンクに関するものである。

【０００２】

【従来の技術】図３は、蒸気発生器２及び一次冷却材ポ
ンプ３をそれぞれ２基づつ有する従来の代表的な２ルー
プ加圧水型原子炉の一次冷却系を概略的に示すもので、
一次冷却系設備には、原子炉容器１、蒸気発生器２、一
次冷却材循環ポンプ３、これ等を接続して閉回路を形成
する一次冷却材配管５、７からなる一次冷却系ループ６
、及び加圧器４等が含まれる。

【０００３】原子炉容器１内の炉心１０で加熱された一
次冷却材は、原子炉容器１から、各ループ６の高温側配
管５を経て縦置きの蒸気発生器２内のＵ字形伝熱管８へ
搬送され、そこで該伝熱管８の周囲を流れる二次冷却材
と熱交換する。このようにして蒸気発生器２で冷却され
た一次冷却材は、一次冷却材循環ポンプ３で水頭が付与
され、低温側配管７を経て再び原子炉容器１内に戻され
る。

【０００４】ところが、一次冷却系圧力の大巾な低下を
もたらし、緊急冷却水供給装置が作動するような事故、
例えば、符号９で示すような一次冷却系の配管等の箇所
の破断事故に伴う一次冷却材喪失事故時には、配管破断
箇所９からの一次冷却材の系外への流出により、炉心１
０は一旦露出する。この場合には、原子炉は、事故発生
直後に停止されるようになっているが、炉心内には核燃
料が存在するので、原子炉停止後も炉心崩壊熱が発生し
ている。仮に長期にわたり炉心の露出状態が続き、炉心
が十分に冷却されない場合、この崩壊熱により炉心溶融
のような最悪の事態に至ることが、実際には起きること
はなくても、想定事故としては考えられる。従つて、一
次冷却材喪失事故時には、一次冷却系内に緊急炉心冷却
水を注入し、注入された冷却水を炉心内に効率良く、且
つ早期に供給し蓄積させることが重要であるため、緊急
冷却水供給装置が設けられている。

【０００５】従来の緊急冷却水供給装置は、蓄圧注入タ
ンク１２からなる蓄圧注入系機器と、高圧注入ポンプ１
９等を含む高圧注入系機器と、低圧注入ポンプ１８等を
含む低圧注入系機器とからなる。蓄圧注入タンク１２は
、図３では１基のみ示されているが、一次冷却系の１ル
ープ当たり１基の蓄圧注入タンクが用いられるのが普通
であり、また、同蓄圧注入タンク１２は、緊急冷却水と
してほう酸水１３を窒素ガス１１で常時加圧保持してお
り、万一冷却材喪失事故が起こった時には、一次冷却系
の減圧に伴って逆止弁１５が自動的に開き、冷却水注入
用の配管１４を介して一次冷却系の低圧側配管７にほう
酸水１３を注入する。また、低圧注入ポンプ１８及び高
圧注入ポンプ１９は、燃料取替時に原子炉キヤビィテイ
ーに水張りするためにほう酸水を貯蔵した燃料取替用水
タンク（図示せず）を水源として使用しており、蓄圧注
入タンク１２からの放出後、高圧注入ポンプ１９、低圧
注入ポンプ１８の順に作動され、一次冷却系への注水を
長期に渡り行うようになつている。

【０００６】緊急冷却水供給装置が上述のように蓄圧注
入タンク１２、低圧注入ポンプ１８及び高圧注入ポンプ
１９を備える構成となっている理由は、これ等の設備を
組み合わせることにより、種々の一次冷却系圧力変化時
にも冷却水の適切な安全注入を実現するためである。

【０００７】注水段階について具体的に説明すると、一
次冷却材喪失事故発生時には、一時的に空になった原子
炉容器１に注水され、原子炉容器１の下部プレナム部１
７が先ず満水になり（リフィル段階）、その後、ダウン
カマー部１６が満水となって、ダウンカマー部１６の水
頭により炉心１０は次第に冠水されていく（炉心再冠水
段階）。炉心１０が冠水される時には、高温の原子炉炉
心１０で発生した蒸気は一次冷却系外へ放出されるのに
圧力損失を生じるため、炉心１０は緩やかに冠水される
。このように、リフィル段階及び炉心再冠水段階初期は
、多量の注水を行い、早期に下部プレナム部１７、ダウ
ンカマー部１６を満水にする必要があるが、炉心再冠水
段階以降では、比較的に少量の注水で十分である。

【０００８】図４は、上述した緊急冷却水供給装置に要
求される注入流量の典型的な概略例を横軸に時間をとっ
て説明するもので、冷却材喪失事故の発生により一次冷
却系の圧力が低下し、同圧力が蓄圧注入タンク１２のほ
う酸水１３の保持圧力以下になったら、蓄圧注入タンク
１２より一次冷却系への注水が開始される（図４におい
ては事故発生より約１０秒後）。一次冷却系の減圧によ
り蓄圧注入タンク１２からの注入水量は曲線２８で示す
ように増加する。そして、一次冷却系への注入により蓄
圧注入タンク１２内のほう酸水１３の体積が減少し、タ
ンク内圧力が低下することに伴い（約２０秒後）、一次
冷却系への注入水量は曲線２９で示すように徐々に減少
する。炉心再冠水初期以降（約８０秒後）は、低高圧注
入ポンプ１８、１９により曲線３０で示されるように注
入される。

【０００９】

【発明が解決しようとする課題】以上のように、従来の
緊急冷却水供給装置では、所望の注水を行うためには、
蓄圧注入タンクに加えて、低圧注入ポンプ及び高圧注入
ポンプ並びにそれ等に付随した設備も必要であるため、
緊急冷却水注入装置の複雑化を避けられず、それに伴っ
て、製作コストの上昇だけでなく、作動の信頼性の低下
という問題があった。

【００１０】従って、本発明の目的は、低高圧注入ポン
プを用いることなく、１基の蓄圧注入タンクからの注水
流量を切り替えもしくは変化できる簡素な原子炉緊急冷
却水供給装置を提供することである。

【００１１】

【課題を解決するための手段】この目的を達成するため
に、一次冷却系に供給するための緊急冷却水を加圧下に
収容する原子炉緊急冷却水供給装置の蓄圧注入タンクは
、本発明によると、同蓄圧注入タンクの底部を貫いて同
蓄圧注入タンクの内部に延入し、同内部で開口する端部
分を有する冷却水注入配管と、同蓄圧注入タンクの内部
に配置され、同内部に緊急冷却水が所定水位以上存在す
る時に、同緊急冷却水の液面上に浮かぶ浮弁組立体とを
備えている。

【００１２】冷却水注入配管は、一次冷却系に連通可能
であると共に、その端部分には、大流量口と小流量口と
が形成されており、浮弁組立体は、緊急冷却水が所定水
位以上である時には大流量口及び小流量口の双方を開放
し、緊急冷却水が所定水位以下に低下した時に、大流量
口を閉止するように構成されている。

【００１３】

【作用】通常、蓄圧注入タンク内には緊急冷却水が所定
水位以上に保持されていて、浮弁組立体は緊急冷却水の
液面に浮いており、冷却水注入配管の大流量口及び小流
量口は開放している。この状態で、一次冷却系において
冷却材喪失事故が起きると、一次冷却系と蓄圧注入タン
クとの圧力バランスが崩れて、蓄圧注入タンク内の緊急
冷却水は、大流量口及び小流量口の双方から大流量で冷
却水注入配管に流入し、そこに設けられた逆止弁を介し
て一次冷却系に注入される。

【００１４】かかる注入により、蓄圧注入タンク内の緊
急冷却水の液面が所定水位以下に低下し、それに伴って
浮弁組立体も下降すると、同浮弁組立体により大流量口
が閉止され、一次冷却系への以降の冷却水注入は、小流
量口から冷却水注入配管に流入した小流量で行われる。

【００１５】

【実施例】次に、本発明の好適な実施例について添付図
面を参照して詳細に説明するが、図中、同一符号は同一
又は対応部分を示すものとする。

【００１６】図面を参照すると、図１及び図２には、本
発明による蓄圧注入タンク１２とその中に配置された浮
弁組立体３１とが示されている。蓄圧注入タンク１２に
は、その頂部近くに、同タンク内のガス抜きを行って圧
力を低下させるための減圧弁２５を有する配管２６が接
続されると共に、タンク底部に、タンク内に延入しそこ
で開口する冷却水注入配管１４が接続されている。また
、蓄圧注入タンク１２内には、緊急冷却水であるほう酸
水１３上に通常浮遊する浮弁組立体３１が設けられてい
る。

【００１７】タンク１２内に開口する配管１４の端部は
、上方が円錐形に開いた漏斗状に形成されていて、大流
量口２０を画成しており、この端部の近傍において、図
示のように配管１４の内部と流体連通して適宜の手段に
より取り付けられた筒体２７は、小流量口２１を画成し
ている。

【００１８】一方、浮弁組立体３１は、前記小流体口２
１を閉塞可能な外形もしくは直径を有する球状の弁体２
２と、該弁体２２にチェーン２３等の適宜の屈曲もしく
は変形可能な結合手段により結合される球状のフロート
２４とからなっている。フロート２４は、自重で沈もう
とする弁体２２を図１に示すようにほう酸水１３中に浮
遊させるのに十分な浮力を有する。

【００１９】通常時もしくは非冷却材喪失事故時、ほう
酸水１３は蓄圧注入タンク１２内に上限水位に保持され
ているため、浮弁組立体３１のフロート２４は図１に示
すようにほう酸水１３の液面上に浮いており、それにチ
ェーン２３を介して結合された弁体２２も配管１４の端
部分の上方に浮いており、大流量口２０は弁体２２によ
り閉塞されていない。

【００２０】今、上述の状態で一次冷却材喪失事故が発
生したと仮定すると、一次冷却系の圧力が蓄圧注入タン
ク１２内の保持圧力よりも低下するため、同蓄圧注入タ
ンク１２は、その内部の加圧封入ガス、即ち窒素ガス１
１の圧力の助けを借りて、逆止弁１５（図３参照）を有
する配管１４を経由する一次冷却系へのほう酸水１３の
注入を開始する。この時点では、上述したように大流量
口２０も小流量口２１も開放しているため、リフィル段
階及び炉心再冠水段階初期においては、図１に符号ａ及
びｂで示すように、ほう酸水１３は、大流量口２０及び
小流量口２１の双方から大流量で配管１４を経て一次冷
却系に注入される。

【００２１】この注入が続くに従い、蓄圧注入タンク１
２内の液面が所定水位まで低下すると、浮弁組立体３１
も低下する。炉心再冠水段階初期からそれ以降に移る際
、即ち、一次冷却系への注入水量が大流量から小流量へ
切り替わる時期に相当する上述の所定水位まで蓄圧注入
タンク１２内の液面が下降すると、弁体２２は、大流量
口２０に指向する流れに吸い寄せられて、大流量口２０
を閉止するため、一次冷却系への注入水量は図１に符号
ｂで示す小流量口２１のみからの小流量へ切り替えられ
る。

【００２２】蓄圧注入タンク１２の容積、小流量口２１
の断面積等は、上述した小流量での蓄圧注入タンク１２
からの注水機能が期待される間、蓄圧注入タンク１２の
液面が大流量口２０より上方に保持されるように、設定
されているため、非凝縮性の窒素ガス１１が一次冷却系
に侵入することはない。

【００２３】尚、蓄圧注入タンク１２の頂部近くに設け
られた配管２６にある減圧弁２５を適当な時期に開き、
蓄圧注入タンク１２内の窒素ガス１１を抜いて、同タン
クの内圧を減少させることにより、単位時間当たりの一
次冷却系への注入水量を減少し、蓄圧注入タンク１２か
ら一次冷却系への注入期間を更に延長することが可能で
ある。

【００２４】

【発明の効果】以上のように、本発明によれば、蓄圧注
入タンクの内部に流体連通する一次冷却系注入配管の端
部分で大流量口及び小流量口を画成すると共に、蓄圧注
入タンク内に、その液面低下時に大流量口を閉止しうる
大きさを有する浮弁組立体を設けたので、従来の緊急冷
却水供給装置に必要であった低圧注入ポンプや高圧注入
ポンプを用いることなく、一次冷却系への冷却水量を切
り替え可能であり、系統を簡素化して、製作コストを低
減すると共に作動の信頼性を向上させることができる。

【００２５】また、好適な実施例においては、蓄圧注入
タンクの頂部に接続された配管に減圧弁が設けられてい
るために、この減圧弁を適宜の時期に開操作して、蓄圧
注入タンク内部の加圧封入ガスを放出し減圧することに
より、蓄圧注入タンクから一次冷却系への冷却水注入期
間を延長することができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】原子炉緊急冷却水供給装置において使用される
本発明の蓄圧注入タンクを示す概要図。

【図２】図１の蓄圧注入タンク内に設けられた浮弁組立
体を一部省略して示す拡大立面図。

【図３】従来の緊急冷却水供給装置を含む原子炉一次冷
却系を示す概要図。

【図４】図３の緊急冷却水供給装置を用いた冷却水注入
曲線の典型例を示す曲線図。

【符号の説明】

１２　　　　　　蓄圧注入タンク １３　　　　　　緊急冷却水（ほう酸水）１４　　　　
　　冷却水注入配管 ２０　　　　　　冷却水注入配管の大流量口２１　　　
　　　冷却水注入配管の小流量口３１　　　　　　浮弁
組立体

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】一次冷却系に供給するための緊急冷却水を
   加圧下に収容する原子炉緊急冷却水供給装置の蓄圧注入
   タンクであって、その底部を貫いて同蓄圧注入タンクの
   内部に延入し同内部で開口する端部分を有すると共に、
   前記一次冷却系に連通可能であり、前記端部分には、大
   流量口と小流量口とが形成されている、冷却水注入配管
   と、前記蓄圧注入タンクの前記内部に配置され、同内部
   に前記緊急冷却水が所定水位以上存在する時に、同緊急
   冷却水の液面上に浮かんで前記大流量口及び前記小流量
   口を開放し、前記緊急冷却水が前記所定水位以下に低下
   した時に、前記大流量口を閉止するように構成された浮
   弁組立体とを備える、原子炉緊急冷却水供給装置の蓄圧
   注入タンク。