JPH0644060B2 - 原子炉の緊急注水装置 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 ［産業上の利用分野］ 本発明は、例えば、加圧水型原子炉を有する原子力発電
プラントの緊急注水装置に関し、特にその蓄圧注水タン
クに関するものである。

［従来の技術］ 第７図は、蒸気発生器及び一次冷却材ポンプをそれぞれ
２基づつ有する２ループ原子力発電プラントの一次冷却
系を示す系統図である。原子炉容器１の中の炉心10で加
熱された一次冷却材は、原子炉容器１から一次冷却系閉
ループ６の高温側配管５を経て蒸気発生器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。蒸気発生器２で冷却された一
次冷却材は一次冷却材ポンプ３により水頭が付与され、
低温側配管７を経て再び原子炉容器１内に戻される。

このような一次冷却系において、その圧力の大巾な低下
をもたらし、緊急注水装置が作動するような事故、例え
ば、一次冷却系の配管等の破断事故に伴う一次冷却喪失
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10は一旦露出し、その後は緊急注水装
置の作動により、やがて炉心10は再び冠水される。

この場合、原子炉は事故発生直後に停止されるが、原子
炉停止後も引き続き炉心崩壊熱を除去する必要がある。
仮に炉心が十分に冷却されず長期に渡り炉心の露出状態
が続く場合には、崩壊熱により炉心熔融のような最悪の
事態に至ることも想定される。従って、緊急注水装置
は、一次冷却材喪失事故時に、一次冷却系内に注入され
た緊急冷却水を効率良く且つ早期に炉心に供給し蓄積さ
せることが重要である。

従来、このような蓄圧注水装置は、蓄圧注水タンク12
と、低圧注入ポンプ18と、高圧注入ポンプ19とを備えて
いる。蓄圧注水タンク12は、第７図に示すように内部に
非常用冷却水として注入水13を保有し、液面上部には加
圧された窒素ガス11が封入されている。また、液相部は
逆止弁15を介して配管14により低温側配管７に連通して
おり、一次冷却喪失事故時には一次冷却系の圧力が注水
タンク12の保持圧力（加圧封入ガスの圧力）以下に低下
すると、逆止弁15が自動的に作動し注入水13を一次冷却
系に多量に注入するものである。

また、蓄圧注水装置の低圧注入ポンプ18及び高圧注入ポ
ンプ19は、注水タンク12がその注入水13を放出した後
も、長期に渡り、炉心10に非常用冷却水を供給する必要
があるために、大容量の水源タンク（図示せず）に保有
された水を一次冷却系に注入する。

二種類のポンプ18、19を備える理由は、ポンプヘッドは
低いが、比較的に大流量の低圧注入ポンプ18と、少流量
ではあるが、比較的高い一次系圧力の時にも注入可能な
高ヘッドの高圧注入ポンプ19とを組み合わせることで、
種々の一次冷却系圧力変化にも適切な安全注入が実施で
きることによる。

典型的な一次冷却材喪失事故時に、どのように一次冷却
系圧力が変化し、この従来の緊急注水装置からどのよう
に非常用炉心冷却水が注入されるかについて第７図及び
第８図を参照して説明する。通常運転中、一次冷却系は
高圧に保たれているが（第８図のＡ）、一次冷却系の低
温側配管７の破断（一次冷却材喪失事故の発生）と共
に、一次冷却水が破断箇所９から噴出し、一次冷却系の
圧力は急速に曲線20で示すように低下する。この間に、
原子炉容器１内の水冷却材は空になるが、一次冷却系圧
力が注水タンク12の保持圧力（第８図のＢ）以下に低下
した段階で、注水タンク12からの注入水13が逆止弁15及
び配管14を通り低温側配管７に自動的に注入される。注
水タンク12からの注入流量は第８図で曲線21で示すよう
に変化し、注入水13を放出し終わって、注入は終了す
る。一方で一次冷却系の圧力低下を検知し、低圧注入ポ
ンプ18及び高圧注入ポンプ19の作動を開始し、注水を長
期間継続して行う（第８図の曲線22、23）。

注水により一度空になった原子炉容器１の下部プレナム
部17がまず満水になり（この段階をリフイル段階と呼
ぶ）、その後ダウンカマー部16が満水となってこのダウ
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（この段階を炉心再冠水段階と呼ぶ）。炉心10が冠
水される速度が緩やかである原因は、冠水により、高温
の原子炉炉心10で蒸気が発生し、その蒸気が一次冷却系
外に放出されるのに圧力損失を生じるからである。従っ
て、リフィル段階及び炉心再冠水段階の初期においては
多量の注水を行い、できるだけ早期に下部プレナム部1
7、ダウンカマー部16を満水にする必要があるが、炉心
再冠水段階の初期以降では、炉心冠水速度が緩やかなた
めに、それほど多量の注水は必要としない。

［発明が解決しようとする問題点］ このように従来のものには、所望の注水を行うために蓄
圧型注水タンク、低圧注入ポンプ及び高圧注入ポンプと
いう３種の装置が必要で、系統の複雑化並びにそれに伴
う信頼性の低下及びコスト上昇という問題点があった。
本発明はかかる問題点を速やかに解決する原子炉の緊急
注水装置の提供を目的とするものである。

［問題点を解決するための手段］ この目的から本発明は、逆止弁を有する連通管を介して
原子炉一次冷却系に連通する蓄圧注水タンクを備える原
子炉の緊急注水装置において、該蓄圧注水タンク内にあ
る前記連通管の入口に渦巻ダイオードの出口を流体連通
関係で設け、同蓄圧注入タンク内の下部に開口する入口
を有する第１の流入管の出口を前記渦巻ダイオードの内
周面に沿って円周方向に向かって開口し、前記蓄圧注入
タンク内の上部に開口する入口を有する第２の流入管の
出口を、前記第１の流入管の前記出口からの流れに対
し、同第２の流管からの流れが衝突する方向に開口して
なることを特徴とするものである。

［作用］ プラントの通常運転中、連通管の逆止弁は閉弁してい
る。例えば一次冷却系の冷却材喪失事故により、一次冷
却系の内圧が逆止弁の作動圧力以下に低下すると、逆止
弁が自動的に開弁して、蓄圧注水タンク内の注入水は第
１、第２の流入管の双方から渦巻ダイオード内に入り連
通管を介して一次冷却系に高速注入される。この際、第
１、第２の流入管の各出口は、該出口からの流れが衝突
する方向に開口しているので、第１、第２の流入管から
渦巻ダイオードに流入する注入水が渦巻ダイオード内で
実質的に旋回することなく入口を経て連通管から高速放
出される。この高速注入に伴って蓄圧注水タンクの水位
が低下し、蓄圧注入タンクの上部にある第２の流入管の
入口以下に達すると、注入水は第１の流入管のみから渦
巻ダイオードに入ることになり、しかも、第２の流入管
からの衝突流がないため、注入水は渦巻ダイオード内で
旋回し、遠心力の作用で連通管への流れが絞られること
になり、そのため、連通管を流れる注入水の流量が注入
途中で低減し、蓄圧注水装置は低速放出段階に移行する
ことになる。

［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。

第１図は、蒸気発生器及び一次冷却材ポンプをそれぞれ
２基づづ有する２ループプラントの一次冷却系に実施さ
れた本発明を示しており、加圧水型原子炉の一次冷却系
設備は、従来同様に原子炉容器１、蒸気発生器２、一次
冷却材ポンプ３、これ等を接続する一次冷却材配管から
なる一次冷却系閉ループ６、及び加圧器４で構成されて
いる。

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から高温側配管５を経て蒸気発生器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
れる二次冷却材に熱交換する。そして、蒸気発生器２で
冷却された一次冷却材は一次冷却材ポンプ３により水頭
が付与され、低温側配管７を経て再び原子炉容器１内に
供給される。蒸気発生器２では、放射性物質を含まない
二次冷却系の水冷却材が蒸気に変換され、図示しないタ
ービン系へ供給される。

この一次冷却系設備に接続される緊急注水装置は、事故
発生直後に緊急且つ大量の非常用冷却水を一次冷却系ル
ープの低温側配管７に注入し原子炉容器１に蓄積せしめ
る蓄圧注水タンク101を備えている。注入タンク101は内
部に非常用冷却水として注入水13を保有し、液面上部に
は加圧された窒素ガス11が封入されている。また、液相
部は逆止弁15を介して注入水放出配管（連通管）102に
より低温側配管７に連通している。

本発明によれば、従来の低高圧注入ポンプ及びその付属
弁装置（第７図参照）を不要とすべく、注水タンク101
は次のように構成されている。即ち、第１図〜第３図に
おいて、逆止弁15を有する連通管102は、入口側の一端
で一次冷却系の低温側配管７に連通し、他端102aが注水
タンク101の底部からその内部に延入している。連通管1
02の他端102aは注水タンク101内でほぼ円筒形のハウジ
ングである渦巻ダイオード103の中央に開口し、連通管1
02の入口となっている。この渦巻ダイオード103には、
該渦巻ダイオード103の内部と２つの出口103a,103bを介
してそれぞれ流体連通状態に渦巻ダイオード103の円筒
形の内周面103cに接線方向に対向して接続された小流量
管（第１の流入管）104、大流量管（第２の流入管）105
が設けられており、該小流量管104の一端（入口）104a
は蓄圧注入タンク101内の下部に開口している。大流量
管105は途中で直角に曲がつて上方に延び、その上端
（入口）105aは蓄圧注入タンク101内の上部に開口して
いる。

小流量管104の一端104aと大流量管105の上端105aとは所
定の高さ離れていることが必要であるが、小流量管104
が渦巻ダイオード103に接線方向に接続されたり、大流
量管105が小流量管104に対してほぼ直角に延長すること
は必ずしも必要ではない。例えば、小流量管104の一端1
04aと大流量管105の上端105aとの間の高さが十分に確保
されていれば、第６図に示すような関係で小流量管104
及び大流量管105を配置してもよい。

次に、例えば一次冷却材配管が破断し、一次冷却材の喪
失事故が発生した場合の挙動を説明する。一次冷却系の
低温側配管７に破断箇所９が発生し、冷却材の喪失によ
り一次冷却系圧力が低下して行くと、従来同様に逆止弁
15（第１図）が作動して自動的に注入が開始される。こ
のような注入開始初期の段階においては、注水タンク12
内の注入水13の水位は第２図に示すように大流量管105
の上端105aよりも上方にある。この状態の時は、注入水
13は小流量管104の一端104aと大流量管105の上端105aと
を介して渦巻ダイオード103の内部に向かうが、小流量
管104、大流量管105の２つの出口103a及び103bが互いに
対峙しているために、２つの注入水の流れは衝突しなが
ら入口102aを経て連通管102へ入って行く。

水位が第４図に示すように大流量管105の上端105aより
も下方に低下すると、渦巻ダイオードへの流れは小流量
管104のみからとなり、そのため、流れは渦巻ダイオー
ド103内で第５図に示すように旋回し、遠心力が生じ
て、その作用により連通管102を流れる流量か絞られる
ことになる。従って、注入開始の初期に大流量、後期に
小流量を流すことが可能になる。

［発明の効果］ 以上のように、本発明による緊急注水装置を使用すれ
ば、注水タンク内の水位を自動的に検出して、注入水の
流出流量が注水途中で減少し且つ注水時間が延長するの
で、従来の非常用炉心冷却設備に不可欠であった低高圧
注入ポンプを省略することが可能となるばかりか、可動
部分を全くなくすことができ、その分だけ系統が簡素化
され、高信頼度が得られ、且つ低コスト化が実現され
る。

【図面の簡単な説明】

第１図は、本発明による緊急注水装置を有する非常用炉
心冷却設備を備えた原子炉一次冷却系の概要図、第２図
は、第１図の緊急注水装置における蓄圧注水タンクの満
水時を示す概要図、第３図は、第２図のIII-III線に沿
った断面図、第４図は、第１図の緊急注水装置における
蓄圧注水タンクの減水時を示す概要図、第５図は、第４
図のＶ−Ｖ線に沿った断面図、第６図は、渦巻ダイオー
ドに対する流入管の別の配置例を示す断面図、第７図
は、従来の緊急注水装置を有する非常用炉心冷却設備を
備えた原子炉一次冷却系の概要図、第８図は、加圧水型
原子炉一次冷却材喪失事故時に、従来の緊急注水装置か
ら一次冷却系へ注入される流量特性を示す曲線図であ
る。 13…注入水、15…逆止弁 101…蓄圧注水タンク 102…連通管（注入水放出配管） 102a…連通管の入口（注水水放出配管の他端） 103…渦巻ダイオード 103a…第１の流入管の出口 103b…第２の流入管の出口 103c…渦巻ダイオードの内周面 104…第１の流入管（小流量管） 104a…第１の流入管の入口（小流量管の一端） 105…第２の流入管（大流量管） 105a…第２の流入管の入口（大流量管の一端）

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】逆止弁を有する連通管を介して原子炉一次
   冷却系に連通する蓄圧注水タンクを備える原子炉の緊急
   注水装置において、該蓄圧注水タンク内にある前記連通
   管の入口に渦巻ダイオードの出口を流体連通関係で設
   け、同蓄圧注入タンク内の下部に開口する入口を有する
   第１の流入管の出口を前記渦巻ダイオードの内周面に沿
   って円周方向に向かって開口し、前記蓄圧注入タンク内
   の上部に開口する入口を有する第２の流入管の出口を、
   前記第１の流入管の前記出口からの流れに対し、同第２
   の流管からの流れが衝突する方向に開口してなることを
   特徴とする原子炉の緊急注水装置。