JPS62182697A - 原子炉冷却系 - 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〕 本発明は原子カプラントに係り、特に事故時および異常
な過渡変化時に炉心の残留熱除去及び炉心冷却を実施す
るのに好適な、炉心冷却系に関する。

〔従来の技術〕

第２図に従来の加圧水型原子炉（ＰＷＲ）で使用されて
いる蓄圧系を示す。本システムは事故時に一次冷却系の
圧力が蓄圧タンク２１の保持圧力以下に低下すると自動
的に冷却水を注入し冷却材を補給するものである。蓄気
タンク２１は、注入のための冷却水および加圧窒素によ
り満たされており、注入に際し外部からの動力を必要と
しない。

この蓄圧系は特に−次冷却材配管大破断時ブローダウン
終了直後の炉心冷却上重要な役割を果すものである。

しかし、従来のＰＷＲの蓄圧器は冷却材喪失事故時に炉
心に冷却水を注入するものであり、異常な過渡変化時に
炉心の崩壊熱を除去するものではなかった。

また、１次冷却材低温側配管２２に接続しているため冷
却材喪失事故に対して破断配管に接続する蓄圧器は役に
立たない。そのためＰＷＨの１次冷却材の系統毎に必要
であった。

第３図に従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）に使用されて
いた非常用復水器３１を示す。非常用復水器３１はター
ビントリップのような異常な過渡変化時に主復水器が使
用できない場合、原子炉の崩壊熱を除去するものである
。非常用復水器３１は冷却水を満たした復水器タンクお
よびこの冷却水の中に炉蒸気を通す細管があり原子炉圧
力容器１と連結されている。非常用復水器３１は原子炉
圧力高により作動し、蒸気管３２内の蒸気とドレン管３
３内の復水の水頭差にポンプ等の動的機器なしに自然循
環によって炉心が冷却される構造となっている。

しかしながら、従来のＢＷＲで使用されている非常用復
水器３１は冷却材喪失事故時には注水能力がなかった。

また胴側を大気開放にすることによりタンクの設計圧を
さげていた。

なお、この種公知側としては、特開昭５７−６９２８９
号公報に記載のものがある。

〔発明が解決しようとする問題点〕

現在、原子炉の安全系については、信頼性の向上、経済
性の向上あるいは固有の安全性の向上のため、動的機器
を用いずに自然の力で炉心の安全性を確保することが検
討されている。また、経済性向上の観点から原子炉の崩
壊熱除去機能及び注水機能に対し、同−設備で達成する
ことが望まれていた。

本発明の目的は、動的機器を用いず自然の力で炉心の安
全性を確保すること、及び原子炉の崩壊熱除去と注水機
能を同−設備で達成することにある。

〔問題点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、軽水型原子炉におい
て、原子炉圧力容器より高位置に設置された通常時水の
満たされた胴部および管部からなる二重管構造をなすタ
ンクと、該タンク胴側気相部と原子炉圧力容器気相部を
結ぶ第１の蒸気管と。

該タンク管側上部と原子炉圧力容器気相部を結ぶ第２の
蒸気管と、該タンク胴側液相部と原子炉圧力容器液相部
を結ぶ注水配管と、該タンク管側下部と圧力容器液相部
を結ぶ配管とで構成され、プラントの異常な過渡時には
非常用の復水機能および事故時には、非常用の冷却機能
を有するようにＩしたものである。

〔作用〕

本発明は、事故時に原子炉圧力容器内の蒸気を利用して
圧力容器内へ冷却材を注水することを特徴としている。

この際、Ｍ側に原子炉蒸気を注入する際に設計圧力があ
がらないような作動ロジックを構成している。また、異
常な過渡変化時には蓄えられている冷却材を利用して非
常用の復水器１としての機能をもたせた。すなわち１本
発明では、原子炉圧力容器より高位置に二重管構造のタ
ンクを設けてその胴側を通常時水に満に満たしている。

事故時には、圧力および水位信号により原子炉蒸気をタ
ンク胴側気相部に注入し１１目側冷却材を原子炉圧力容
器内に注入する。一方、異常な過渡変化時には原子炉蒸
気をタンク管側に通し、胴側冷却材と熱交換することに
よって、炉心の熱除去を行う。

〔実施例〕

第１図に本発明の概要を示す。

本発明は原子炉圧力容器１よりも高位置におかれた通常
時、水の満たされたタンク２、および当該タンク２の気
相部と原子炉圧力容器の蒸気相部を結ぶ蒸気管および当
該タンク２の液相部を原子炉圧力容器１の液相部を結ぶ
注水配管６から構成されている。またタンク１内は伝熱
用の細管が通り、管側３と＋ｍ側４に分けられている。

圧力容器１とタンクを結ぶ蒸気管５および注水配管６は
それぞれ途中で分かれ、タンク胴側４および管側３に接
続している。また蒸気管５とタンク管側３を結ぶ配管途
中には蒸気加減弁７、蒸気管５とタンク胴側４を結ぶ配
管途中には蒸気注入弁８が設けられており、注水配管６
とタンク管側３を結ぶ配管途中には復水弁９、注水配管
６とタンク胴側４を結ぶ配管途中には、冷却材注入弁１
０が設けられている。

この構造により事故時には原子炉圧力容器１→蒸気管５
→蒸気注入弁８→タンク胴側４→冷却材注入弁１０→注
水配管６→原子炉圧力容器１で閉回路が構成される。

一方、異常な過渡変化時には原子炉圧力容器１−蒸気管
５−蒸気加減弁７−タンク管側３−復水弁９−注水配管
６−原子炉圧力容器１で閉回路が形成される。

また、通常運転中は復水弁９および冷却材注入弁１０は
閉となっている。

一方、蒸気加減弁７は開、蒸気注入弁８は閉となってい
る。

そのため、原子炉圧力容器１からタンク内の細管途中ま
では蒸気で満たされ、細管途中から復水弁９までは水で
満たされ平衡状態を保っている。

〔異常な過渡変化時〕

第４図に異常な過渡変化時の運転方法を示す。

タービントリップ時にタービンバイパス弁、開放失敗、
または主復水器真空低下等により、主復水器が使用でき
ない場合には、本発明により原子炉の崩壊熱を除去する
ことが可能である。

このような場合には、注水配管６とタンク管側を結ぶ復
水弁９を開放する。

この弁が開かれると蒸気管内の蒸気と注水配管　−６内
の復水の水頭差による自然循環によって炉心が冷却され
る。

すなわち、原子炉圧力容器１内の蒸気は蒸気管５を通っ
て原子炉へもどる。タンク内の冷却水は一次系の熱を吸
収し沸騰し、発生蒸気はベント弁１１を通って、大気中
へ放出される。

〔事故時〕

第５図に事故時の運転方法を示す。

配管破断などの事故時には本発明は低圧の非常用注水系
としての機能をもつ。

原子炉圧力がある程度低圧になった場合には、タンクか
ら大気に開放するベント弁１１を閉鎖し、蒸気管５と管
側を結ぶ蒸気加減弁７を閑にし、蒸気管５と胴側を結ぶ
蒸気注入弁８および注水配管６と胴側を結ぶ冷却材注入
弁９を開放する。

これにより原子炉圧力容器の蒸気はタンク胴側４へ流れ
込み原子炉圧力容器とタンク胴側４の圧力が等しくなっ
た場合には、タンク胴側４の冷却水が重力によって落下
し原子炉圧力容器１内へ注水される。

第６図にＢＷＲ−５とＡＢＷＲの原子炉の概略図を示す
。

第６図をもとにＬＯＣＡ時の運転特性について説明する
。再循環配管（ＰＬＲ）を設置している。

このためこの位置での両端破断が最悪の事故事象と想定
され、この場合には原子炉内の冷却材がＰＬＲ配管を通
って流出し炉心が露出してしまう。

このため従来のＢＷＲでシュラウド外側への注水は事故
時の冷却効果として期待できなかった。

これに対し、図中右側のＡＢＷＲプラントでは圧力容器
下方に大口径配管は存在しない。

そのため、設計基準事故として炉心より上部の中小配管
破断を相定しており、事故時に原子炉内の冷却材流出流
量は抑制され、ＬＯＣＡ時にも原子炉水位は高く維持さ
れる。

このため、シュラウド外側に冷却材を注水することは、
炉心の冠水および炉心冷却に大きな効果をもつ。

次に本発明の効果を異常な過渡変化時と事故時の両者に
分けて評価する。

〔異常な過渡変化時〕

第７図に異常な過渡変化時の原子炉圧力および原子炉水
位変化を示す。

本評価ではタービントリップ時にタービンバイパス弁閉
失敗を仮定する。

原子炉は時刻０秒にスクラムするが炉心の残留熱除去系
がない場合には、原子炉圧力が徐々に増加することが考
えられる。

しかし、本発明の復水機能により原子炉蒸気は凝縮され
、原子炉圧力は徐々に減少する。

また、その間原子炉水位はほとんど変化しない。

〔事故時〕

第８図に事故時の原子炉圧力および原子炉水位変化を示
す。

本評価はＡＢＷＲにおいて最も厳しいと考えられるＨｒ
’Ｃ３配管の破損を仮定したものである。

事故後、原子炉圧力は主蒸気隔離弁閉により、徐々に上
昇するが、自動減圧系の作動によって低下の方向へむか
う、この間原子炉水位は、有効燃料長頂部より低下する
ことはないが、自動減圧系作動による減圧沸騰終了接は
原子炉水位は徐々に低下しつづける。しかし原子炉圧力
が本発明の冷却系の設定圧に達すると、タンクから炉心
への重力落下による注水が始まり、炉心が露出すること
はない。

このように、従来の設備では独立に設けられていた異常
な過渡変化時の崩壊熱除去を目的とするシステムおよび
事故時の炉心内への注水を目的とするシステムを一つの
機器とすることが可能であるため、空間的にもまた。コ
スト的にも大きな利点がある。

また、事故時の注水系として見た場合、本発明では、原
子炉圧力容器内の蒸気を利用した重力落下式の注水系で
あるため従来の安全系に比較して動的機器が少なく高い
信頼性と固有の安全性を有する。

〔発明の効果〕

従来の設備では独立に設けられていた異常な過渡変化時
の崩壊熱除去を目的とするシステムおよび事故時の炉心
内への注水を目的とするシステムを本発明では一つの機
器とすることが可能であり。

空間的にもコスト的にも大きな利点がある。

また、事故時の注水系として見た場合、本発明では、原
子炉圧力容器内の蒸気を利用した重力落下式の注水系で
あるため従来の安全系に比較して動的機器が少なく高い
信頼性と固有の安全性を有するという効果がある。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例を示す系統図、第２図は従来
のＰＷＲの蓄圧系を示す系統図、第３図１、は従来のＢ
ＷＲの非常用復水器を示す系統図、第４図はおよび第５
図は本発明の詳細な説明する図で、第４図は異常な過渡
時の運転を示す図、第５図は事故時の運転を示す図、第
６図はＡＢＷＲとＢ　Ｗ　Ｒの比較を示す断面図、第７
図は本発明の異常な過渡変化時の評価を説明する線図、
第８図は本発明の事故時の評価を、ＪＡｒｖ７する線図
である。 １・・・原子炉圧力容器、２・・タンク、３・・・タン
ク管側、４・・・タンク胴側、５川蒸気管、６・・・注
水配管、７・・・蒸気加減弁、８・・蒸気注入弁、９・
・・復水弁。 １０・・・冷却材注入弁、１１・・・ベント弁、２１・
・・蓄圧タンク、２２・・・１次冷却材低温側配管、３
１・・・非常用復水器、３２・・・蒸気管、３３・・・
ドレン管。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、軽水型原子炉において、原子炉圧力容器より高位置
   に設置された通常時水の満たされた胴部および管部から
   なる二重管構造をなすタンクと、該タンク胴側気相部と
   原子炉圧力容器気相部を結ぶ第１の蒸気管と、該タンク
   管側上部と原子炉圧力容器気相部を結ぶ第２の蒸気管と
   、該タンク胴側液相部と原子炉圧力容器液相部を結ぶ注
   水配管と、該タンク管側下部と圧力容器液相部を結ぶ配
   管とで構成され、プラントの異常な過渡時には非常用の
   復水機能および事故時には、非常用の冷却機能を有する
   ことを特徴とする原子炉冷却系。 ２、特許請求の範囲第１項において、事故時には原子炉
   圧力容器からの蒸気を第１の蒸気管を通してタンク胴側
   に注入し、該タンクと原子炉圧力容器の圧力を等しくし
   てから自由落下によつて当該タンク内の水を原子炉圧力
   容器内へ注水することを特徴とする原子炉冷却系。 ３、特許請求の範囲第１項において、事故時に予め設定
   された原子炉圧力低および原子炉水位低の両信号で該タ
   ンクに原子炉蒸気を注入するとともに、タンク内の冷却
   水を原子炉圧力容器に注水することにより、該タンクの
   設計圧力を低減することを特徴とする原子炉冷却系。 ４、特許請求の範囲第１項まはた第２項において、プラ
   ントの異常な過渡変化時にはタンク胴側の気相部を大気
   開放し、原子炉圧力容器内の蒸気を該タンク管側を通す
   ることにより、原子炉蒸気をタンク内冷却材と熱交換し
   て凝縮し、炉心の熱除去を行うことを特徴とする原子炉
   冷却系。