JPS5886493A - 加圧水形原子炉の一次回路を冷却するための装置 - 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】 本発明は、加圧水膨原子炉のコールげ停止を行ない保守
するために原子炉の一次回路を冷却するための冷却装置
に関する。

加圧水膨原子炉はその内側に、放射能を有することがで
きる材料を収容する原子炉の部分を画定し隔離する保護
包囲体と、炉心を収容する容器と、中で加圧水が循環す
る原子炉容器と連通ずる一次回路と、各々が一次回路の
ルーノに配置された少なくとも２つの蒸気発生器とを有
している。

原子炉を保護し画定するための包囲体は大きなコンクリ
ート製建造物から成り、前記建造物は特にスチール製原
子炉容器を収容し、この容器の内側には、燃料の核***
の間中熱を出す炉心を形成する燃料列が配置される。

原子炉容器は加圧水で満たされ、−次回路に連結され、
この加圧水は一次回路の内側で循環し、炉心と接触して
加熱される。

一次回路は原子炉容器の内部と連通ずる少なくとも２つ
の分離ループから成り、蒸気発生器が、・・−ノの各々
に配置されている。原子炉を運転するとき、加圧水は温
度が３００℃で圧力が１５５パールである。

しかしながら原子炉は完全に連続的には運転せず、停止
がときどき必要となシ、停止は中性子吸収材料からつく
られた制御棒を炉心の最大挿入位置へ導くことによって
行なわれる。しかしながら−次回路の水は実際高温、高
圧であシ、停止を必要とする原子炉の停止の型式に依存
し、原子炉の一次回路の水の完全な冷却および減圧を行
なうことが必要である。

特に原子炉の保守のための停止又は再装入のための停止
を行なう必要があるならば、−次回路の温度及び圧力を
非常に低いレベルまで下げねばならない。

一次流体の温度及び圧力を非常に低いレベルまで下げる
この型式の原子炉の停止は、原子炉のコールド停止と呼
ばれる。

一般にｌコールｒ停止ｌという表現は、最終段階の温度
が９０℃よシ底く、圧力が２８パール以下の場合に使用
される。

コールド停止中−次流体を冷却することを望むならば、
蒸気発生器の冷却能力は最初の段階で使用され、蒸気発
生器は緊急供給回路を介して二次水を供給され、発生し
た蒸気Ｉ／′ｉタービンノ母イパクイパスてコンデンサ
へ送られ又は大気へ放出される。この方法で一次回路を
循環する加圧水を１８０℃まで冷却することができる。

−次流体の冷却を続けるために、停止冷却回路（，５Ｃ
Ｃ）と称される特別な冷却回路が使用される。

原子炉のこの停止冷却回路はパイ／譬スとして一次回路
に連結され、−組の少なくとも２つの弁とともに少なく
とも一つの熱交換器および少なくとも一つのポンプを有
し、原子炉のコールド停止の場合前記弁を開くと循環ポ
ンプによって一次水を熱交換器内で循環させることがで
きる。

実際には一般に冷却回路は一次回路の少なくとも２つの
ループの間でバイパスとして連結されている。前記冷却
回路は、熱交換器に供給される冷却水によって一次回路
の水を冷却する２つの熱交換器およびコールド停止の場
合−次水を循環するための２つのポンプを有している。

停止冷却回路は、熱交換器の回路を短かくシ、制御弁に
よって熱交換器を通過する一次水の流速を調節すること
ができる、熱交換器をパイノｆスする回路の一部分を有
している。

ＳＣＣを構成するユニットは原子炉の安全包囲体の中へ
一体化することができ又は安全包囲体の外側へ配置する
ことができる。

ユニット包囲体の中へ一体化する場合、−次流体をすべ
ての型式の作動のために確実に閉じ込めることができる
。他方このことは、保守に関しては一層制限的で、設備
の設計の期間を一層必要とする状態を伴なう。

冷却回路の設備が安全包囲体の中へ一体化されない場合
、設備の設計および保守は簡略化されるが、−次流体は
もはや閉じ込められず、第１の境界部内へ一体化されな
い設備を収容する他の境界部を犠牲にすることを除き、
すべての情況の下で生じる可能性のある漏れの放射線の
保護又は隔離はもはや存在しない。

更にＳＣＣは、停止の間中原子炉の一次回路からの熱の
抽出とけ異なる補助機能を有することができる。

例えば、−次回路の圧力が３０パール以下に下がったと
き、この回路によって原子炉の容積のおよび化学的な制
御のための回路の浄化ステーションに確実に排出するこ
とができる。実際、原子炉の容積のおよび化学的な制御
のための回路の排出用の通常の回路にある膨張オリアイ
スは、これらの低圧に適さない。

同じくプール水を貯え処理するための溜めの中へ原子炉
プールをあけるために、ＳＣＣを使用することができる
。

最後にこの回路は、事故の場合−次回路へ水を注入する
ことができる低圧安全注入回路の一部を構成することが
でき又は安全包囲体のスゲリンクラ−系統へ一体化する
こともできる。

かくて１本発明の目的は、原子炉の安全包囲体の外側に
配置され念少なくとも一つのポンプおよび少なくとも一
つの熱交電器を有し、熱交換器が一次回路からの水を冷
却するために少なくとも２つの弁を配置した一次回路を
バイパスするノ平イブを通して一次回路からの水を受け
とり、原子炉のコールド停止の場合弁を開くと、−次水
がポンプによって熱交換器へ流れることができる、加圧
水彩原子炉のコールド停止を行ない保守するために原子
炉の一次回路を冷却する念めの冷却装置であって、前記
冷却装置はすべての情況の下で一次回路の水を閉じ込め
ることができ、一方設計が簡単で保守が非常に容易であ
シ、同じくこの冷却装置は原子炉の運転中補助的な作業
を行なうことができる冷却装置を提供することにある。

このため、熱交換器およびポンプは安全包囲体に隣接し
た隔離室の内側に配置され、隔離室は包囲体と共通の壁
を有し、この壁は漏れ防止式に密閉することができる少
なくとも一つの開口を備え、更に前記隔離室は安全包囲
体と共通ではない壁のうちの少なくとも一つに、室を包
囲体の外側の空間と連通させるために漏れ防止式に密閉
することができる開口と、室を換気回路と連通させるた
めに密閉することができる２つの開口と、室を安全包囲
体の溜めと連通させるために弁によって閉じることがで
きる少なくとも一つのダクトとを有している。

本発明を明瞭に理解するために、本発明に依る加圧水膨
原子炉の一次回路を冷却するための装置を添付図面を参
照して説明しよう。

第１図は原子炉の安全包囲体１を示し、包囲体１の内側
には炉心を収容する容器２が配置されている。概略的に
示されている一次回路のループは、容器を出る加熱され
た水を通して蒸気発生器４へ導くホット分岐３および蒸
気発性器４を通過した後冷却された加圧水を容器へ戻す
ことができるコールド分岐５から成る。

加圧器６も同じくホット分岐に配置さたている。

−次Ｉンプ８によって加圧水は一次回路のループ中を循
環することができる。

原子炉の停止冷却回路（ＳＣＣ）はパイプライン１０お
よび１１を有し、このパイプライン１０および１１は一
次回路から加圧水を除去し回路１４を介して冷却水を供
給された熱交換器１２を通過させた後−次回路へ加圧水
を戻すことを可能にする。

パイプライン１０および１１に配置された弁１５．１６
および１７は一次回路から冷却回路を隔離し、他方これ
ら２つの回路を連通させることができる。

弁１５．１６および１７が開いているときボン７６１８
は、交換器１２の内側で一次流体を冷却するために一次
流体の一部分を循環させることができる。

熱交換器１２をバイノ４スする冷却回路の部分２０は、
交換器１２を短かい回路にし又は弁２１によって交換器
を通過する流れを調節することを可能にする。

従来技術に相当する第１図に示された装置は、密閉包囲
体１の内側にこの冷却装置を完全に閉じ込めることがで
きるという利点を有している。

冷却回路の一次水が漏れた場合この水は包囲体内に閉じ
込められたままである。

他方冷却回路は安全包囲体の内側に完全に配置されてい
るので保守するのが困難である。冷却回路の設計は冷却
回路が十分な信頼性で作動することができるようなもの
でなければならない。なぜならば安全包囲体の内側で試
験および保守を行なうための介在は、事故の後の状態で
は不可能か又は実行するのが非常に困難である。

第２図に示された本発明に依る冷却装置は、加圧水膨原
子炉の安全包囲体２４に隣接した隔離室２２の内側に配
置され１．この安全包囲体と共通の壁２５を有している
◎ 隔離室２２は、原子炉の安全包囲体の外側の空間と連通
する３つの他の壁から成る。

この室のコンクリート壁は安全包囲体のコンクリート壁
と同一の厚さを有している。

室２２および安全包囲体２４と共通の壁２５は開口２６
および２７を備え、これらの開口２６および２７はそれ
ぞれ二重密閉／＃ネル２８および２９によって密閉する
ことができる。安全包囲体の外側と連通ずる室２２の壁
のうちの一つけ接近用開口３０を備え、この開口３０け
、壁と同一の厚さを有する接近用トラップを備えたドア
によって密閉式に閉じることができる。最後に安全包囲
体の外側と連通ずる室２２の２つの対向する壁は開口３
１ａおよび３１ｂを備え、この開口３１ａおよび３１ｂ
は漏れ防止式に密閉することができ、室２２を外部換気
回路と連通させる。

冷却装置は、各々が一次回路のホット分岐３４および３
５に連結された除去ノ母イブライン３２および３３を有
している。これらのノやイブライン３２および３３は漏
れ防止式に壁２５を通過し、包囲体の内側に密閉弁３６
および３７および室２２の内側に密閉弁３８を備えてい
る。

パイプライン３２および３３け冷却回路の２つの分岐に
連結され、各々がｆンｆ４０、逆止め弁４１、熱交換器
４２および流れ調整弁４３を有している。

冷却回路の分岐の出口は、冷却された一次水を一次回路
のコールド分岐４７および４８へ戻すことができるよう
にするパイプライン４５および４６に連結されている・ ｔ４イグライン４５および４６には弁５０が室２２の内
側に配置され、弁４９が安全包囲体２４の内側に配置さ
れている。逆止め弁５１も同じく、コールド分岐の引き
口の上流で安全包囲体の内側にこれらのパイグラインに
配置されている。

制御弁５４を備えたノ４イブ５３が交換器４２の各々を
パイｔ！スし、熱交換器４２の回路を短かくし又はこの
交換器の一次水の流速を調節することができようにする
。

交換器４２はそれぞれ回路５５を介して冷却水を供給さ
れる。弁５７シよび５８を備えた／母イノ５６によシ室
２２を安全包囲体２４の溜めと連通させることができる
。

原子炉が平常運転の場合、室２２は二重密閉パネル２８
および２９によって安全包囲体から全体的に隔離される
。冷却回路を閉じるための弁は冷却回路を一次回路から
全体的全体的に隔離する。

同じく室２２と安全包囲体の溜めての間の連通は弁５７
および５８を閉じることにより妨げられる。

安全包囲体２４と室２２との間の漏れ防止の欠陥を探知
することができる漏れ探知装置を、パネル２８および２
９は備えている。この室は、安全包囲体を換気し調整す
るための回路と独立した回路によって換気され調整され
る。

冷却回路の試験、保守又は修理を行なうための任意の作
業は、開口３０によって近づくことができる室２２内で
容易に行なうことができる。

冷却に先立って原子炉を停止する場合には、冷却装置を
作動させる的にかなシ長い期間がある。

なぜならば原子炉は最初１８０℃まで冷却され、−次回
路の圧力は蒸気発生器によって２８パールまで減少する
からである。この最初の段階は原子炉の停止冷却回路を
介在させることなく約６時間続く。

冷却回路を作動させるなめに必要なすべての作業はこの
時間中に行なわれる。これらの作業は開口３１ａ：！＞
よび３１ｂを密閉することにより室２２の換気を停止す
ることで始まシ、次に二重パネル２８及び２９且つ又弁
を解放し開放し、室２２を安全包囲体２４の溜めと連通
させることができる。それから冷却回路の吸入および排
出Ａ？イデライジの弁３８および５０を開く。

それから開口３０を閉じ密閉ドアを固定し、室２２を外
側から全体的に隔離する。ポンプの始動を開始すること
ができ、ゾンデの制御は、原子炉の安全包囲体と連通ず
るためのパネルのうちの少なくとも１つおよび溜めと連
通ずるだめの弁のうちの少なくとも１つを開いた場合の
み可能である。

ボンデ４０を作動させることによって一次回路の水の一
部を交換器４２の内側で循環させることができ、この水
を回路５５の冷却水によって冷却することができる。

それから室２２の内側の冷却水をパイプライン４５およ
び４６を介して一次回路のコールド分岐４７および４８
へ排出する。

冷却は、−次回路の水が原子炉のコールド停止に相当す
る温度および圧力に達するまで続く。

室２２の内側の冷却装置の作動の間中、この室は原子炉
の安全包囲体を換気するための装置によって換気され、
循環は２つの開口２８および２９を通して行なわれ、開
口のうちの１つは安全包囲体に隣接して室２２の下部に
、他方は室２２の上部に位置している。

一次水の洩れが室２２の内側の冷却回路に生じたならば
、これらの洩れを収容穴へ集め、配管５６を介して安全
包囲体２４の溜めへ送る。

−次回路のこの冷却および減圧を終えたら原子炉の安全
包囲体へ入ることができ、室２２は接近用ドア３０を通
って接近することができる。

本発明に依る冷却装置は原子炉の安全包囲体に隣接した
隔離室の内側に配置され、−次回路を冷却するための作
動の間中装置が安全包囲体へ一体化されるという利点お
よび原子炉が平常運転のとき包囲体の外側に装置が配置
されるという利点を有している。

第３図は本発明に依る冷却装置を示し、この装置の構成
部分は第２図と同一の参照番号によって示され、付加的
な分岐を有し、原子炉の安全包囲体に散水するという機
能を果たすことができる。

このため冷却回路の２つの分岐は閉鎖弁６２および６３
を備えたパイプライン６ｏおよび６１に連結され、外部
溜め又は安全包囲体の溜めのいずれかから冷却回路へ水
を導くことができる。

排出輝において冷却回路はそれぞれ室２２の内側および
外側に弁６７および６８を備えたノ９イブライン６５お
よび６６に連結され、冷却回路を原子炉の安全包囲体の
スプリンクラ−の列に結合させ、溜めから水を受は取る
。

包囲体の圧力が増大した場合、スゲリンクラ−系統を始
動させれば、原子炉プールを満たすための溜めからの水
は、包囲体の内側に配置されたスプリンクラ−の列を通
して包囲体の中へ注入される。

水は溜めの安全包囲体のペースで回復し、そしてそれか
らパイプライン６ｏおよび６１を介して冷却回路の中ヘ
ポンデ４ｏにょっ・て引がれ、弁６２および６３は開い
てｂる。この水は交換器４２を通過し、冷却され、それ
からパイプライン６５および６６を介してスデリ／クラ
−の列に達する。

かくて冷却装置は閉ループ作動することができ、水は安
全包囲体の溜めの内で回復される。

第４図には修整した冷却装置が示され、使用ずみ燃料用
プール内で水を冷却するのに使用することができる。

停止冷却装置は、使用ずみ燃料用ゾール７ｏを冷却する
ためおよびプール内で水を処理し冷却するための系統の
種々の他の機能のために使用される。

ＳＣＣで冷却された水を弁７２および７３を介して受け
とる分配器７１の列がプール内に存する。

冷却すべきプール中の水は、冷却装置の分岐のうちの１
つに連結されたパイプ７５を通り弁７６および逆止め弁
７７を介して冷却装置を収容する室の中へ排出される。

停止冷却装置をプール内の水を冷却するだめの装置とし
て使用することができるようにするために、この冷却装
置の分岐のうちの１っは、交換器の上流で２つのポング
ア８および７９を平行に配置することによって修整され
る。これらの２つのポンプ７８および７９け第２図およ
び第３図のボンデ４０ａと電き代わる。

ＳＣＣおよびプールを冷却するための装置は最大の電力
で熱を除去するため同時には駆動されない。なぜならば
プールの冷却は、燃料の一部が容器から出され燃料用プ
ールに置かれるときコールド停止の間中！要となるのみ
だからである。プールを冷却するための装置の最大熱負
荷はｓｃｃの最大熱負荷の約半分に相当する。

停止冷却装置が使用ずみ燃料用プールで水を冷却するた
めに使用されるとき、冷却装置の２つの分岐の間の連通
を妨げることができる弁８ｏおよび８１Ｆｉ閉じられ、
ポングア８および７９を有する冷却装置の分岐のみカＩ
使用される。

事実使用ずみ燃料用プールを冷却するための装、置の作
動の安全性は、活動部材特に冷却すべき水を循環するた
めのポンプを二重にすることを要求する。

装置が停止冷却に使用されるとき、プールを冷却するた
めの熱負荷は最小となシ、このことは装置の一時的な停
止を可能にする。

装置がその最大熱負荷で燃料用プールを冷却するために
使用されるとき、原子炉はコールド停止段階にある。容
器が開放し、−次回路を冷却する機能はプールを冷却す
る機能と交互に行なうことができる。ノイプ７５を介し
てプールから除去された水は交換器４２ａ中で冷却され
、それから分配器７１の列を介してプールへ戻される。

この作動の間中室２２のドア３０は開いたままであシ、
例えば冷却回路に使用されるポンプの１つに容易に接近
することができる。

それ数本発明に依る装置の主な利点は、原子炉の平常運
転の間中停止冷却装置を収容する室を完全に隔離するこ
とができ、冷却装置を始動させるとき冷却装置を収容す
る室と原子炉の安全包囲体を連通させることＫよって単
一の隔離された包囲体が形成され、安全包囲体に散水す
ることおよび使用ずみ燃料用ゾールを冷却することのよ
うな補動的な機能のために停止冷却装置を一層容易に使
用できることである。

本発明は説明した実施例に限定されるものではなく、す
べての変更例を含む。

多数のポンプおよび交換器が洩れ防止室の内側に配置さ
れた説明された装置より一層複雑な冷却装置も可能であ
る。内側又は外側で原子炉の安全包囲体に隣接して任意
の形状の室を使用することができる。

上述のものとは異なる補助的な機能を果たすことができ
るようにするためにこの停止冷却装置の他の変更例も又
可能である。

最後に、本発明に依る装置は加圧人形原子炉のすべての
場合に適用できる。

【図面の簡単な説明】

第１図は、従来技術に依る加圧人形原子炉の一次回路の
ループおよび安全包囲体の内側に配置された原子炉のＳ
ＣＣを概略的に示す。 第２図は、加圧水形態、子炉の安全包囲体に隣接する隔
離室の内側に配置された冷却装置を概略的に示す。 第３図は、安全包囲体のスプリンクラ−系統の作動を行
なうことができる、隔離室内に配置された冷却装置を示
す。 第４図は、使用ずみ燃料用ゾールを冷却する隔離室内に
配置された冷却装置を示す。 ２２・・・隔離室、２４・・・安全包囲体、２６．２７
・・・開口、３０・・・開口、３２．３３・・・ノ９イ
ノダスノ！イブ、３８．５０・・・弁、４０・・・ポン
プ、４２・・・熱交換器 ｉ→

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 （１）　　加圧水彩原子炉のコールド停止を行ない保守
   するために原子炉の一次回路を冷却するための装置であ
   って、原子炉の安全包囲体２４の外側圧配置された少な
   くとも一つのボンｆ４０および少なくとも一つの熱交換
   器４２を有し、前記熱交換器４２が一次回路からの水を
   冷却するために少なくとも２つの弁３８．５０を配置さ
   れたパイノクス／４イゾ３２，３３を介して一次回路か
   らの水を受けとシ、原子炉のコールド停止の場合前記弁
   ３８．５０を開くと、−火水がポンプ４０によって熱交
   換器へ流れることができる装置において、前記熱交換器
   ４２およびポンプ４０は安全包囲体２４に隣接した隔離
   室２２の内側に配置され、前記隔離室２２ａ前記包囲体
   と共通の壁２５を有し、前記壁２５は漏れ防止式に密閉
   することができる少なくとも一つの開口２６，２７を備
   え、更に前記隔離室２２け安全包囲体２４と共通ではな
   い壁のうちの少なくとも一つに、室２２を包囲体２４の
   外側の空間と連通させるために漏れ防止式に密閉するこ
   とができる開口３０と、室２２を換気回路と連通させる
   ために密閉することができる２つの開口３１ａ、３１ｂ
   と、室２２を安全包囲体２４の溜めと連通させるために
   弁５７によって閉じることができる少なくとも−っのダ
   クト５６とを有することを特徴とする冷却装置。 （２１前記冷却装置が２つの分岐を有し、各々の分岐が
   ポンｆ４０および熱交換器４２を備え、閉鎖弁を備える
   パイプラインによって一次回路の２つのホット分岐およ
   び２つのコールド分岐に連結され、ホット分岐およびコ
   ールド０分岐を冷却回路の分岐の各々の端と連通させる
   ことができることを特徴とする特許請求の範囲第１項記
   載の冷却装置。 （３）前記冷却装置が原子炉の安全包囲体のスプリンク
   ラ−系統の機能を果たすために使用される場合、−次回
   路をパイノｆスするバイア’３２、−　３３が、ポンプ
   ４０および交換器４２の上流で弁６２，６３を介して外
   部の水溜めおよびパイプライン６０．６１によって安全
   包囲体の溜めに連結され、−次回路をパイｔ４スするノ
   ４イグが、Ｉンプ４０および交換器４２の下流で、室２
   ２および安全包囲体２４に共通の壁２５を漏れ防止式に
   通過するバイブロ５および６６によって安全包囲体のス
   プリンクラ−の列に弁６７．６８を介して連結されるこ
   とを特徴とする特許請求の範囲第１項又は第２項に記載
   の冷却装置。 （４）　　前記冷却装置が使用ずみ燃料用プールを冷却
   するために使用される場合、前記冷却装置は熱交換器４
   ２の上流で２つのポングア８および７９が平行に配置さ
   れた少なくとも一つの分岐を有し、前記分岐は、使用ず
   み燃料用プールからの水を集めるためにポングア８およ
   び７９の上流で少なくとも一つの弁７６を介してノＪ？
   イブ７５と連通し、使用ずみ燃料用プールに冷却さ、れ
   た水を供給するために交換器４２の下流で弁７２．７３
   を介して分配器７１０列と連通ずることを特徴とする特
   許請求の範囲第１項又は第２項記載の冷却装置。