JPS62237395A - 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、原子力発電所に用いられる非常用炉心冷却装
置に関する。

（従来の技術） 原子力発電所に於いて原子炉圧力容器バウンダリーの破
断が発生し、冷却材喪失事故に至った場合、従来の原子
炉では動的機器であるポンプを用いた非常用炉心冷却装
置（以下ＥＣＣ５と略記する）を用いて炉心冷却を行い
、その健全性を確保している。即ち、小口径の破断（以
下小ＬＯＧＡと略記する）の場合、破断口からの冷却材
の流出が少なく原子炉圧力は高圧に保たれる。従ってこ
の場合は高圧ＥＣＣ５を用いて原子炉内に冷却水を注入
することによって、炉心を露出すること無く冷却を行う
ことが出来る。一方、大口径の破断（以下大ＬＯＣＡと
略記する）の場合、破断口からの冷却水の流出量が多く
原子炉炉心では一時的に露出し、原子炉圧力も大幅に低
下する。しかし、この場合は大容量の低圧ＥＣＣ５を用
いて原子炉内に冷却水を注入することによって炉心を再
冠水させ冷却を確保することが出来る。後者の場合、前
者の場合に比べて厳しい状況となるが、燃料被覆管の最
高温度は制限値より充分低く保たれる。

一方、近年ＥＣＣ５の合理化、及び、信頼性向上の観点
から第３図に示す様な非常用炉心冷却装置を有する原子
炉の実用化が提唱されるに至っている。

なお、以下に示す非常用炉心冷却装置をＥｌｅｖａｔｅ
ｄＰｏｏｌ方式と呼ぶ。ここで第３図を参照して従来の
非常用炉心冷却装置について説明する。第３図において
、原子炉圧力容器１内には炉心２が収容されている。こ
の原子炉圧力容器１の周囲にはドライウェル３が形成さ
れ、このドライウェル３の上部側方には冷却材４を貯溜
するプール５が配置されている。これらプール５の上方
は燃料交換エリアを形成する上部構造物６が設けられて
いる。また、前記原子炉圧力容器１には前記ドライウェ
ル３を貫通して給水配管７が接続されており、この給水
配管７には事故時に前記プール５から逆止弁８を介して
冷却材を給水配管７内に導びく冷却材注入配管９が接続
されている。

以上の構成において、冷却水源となるプールが原子炉よ
り上部に位置するため、従来のＥＣＣ５の様にポンプを
使用せずに冷却材の水頭差により冷却材を原子炉内へ注
入することが出来る。従って、ＥＣＣ５は動的機器であ
るポンプを使用せず、静的機器である配管・昇順等のみ
から構成されるため信頼性が高く、かく、コストが低い
利点を有している。

しかし、既に述べた様に小ＬＯＣＡの場合、原子炉圧力
は高圧（約７０ｋｇ／ｃｏｔ程度）に維持されるためＥ
ｌｅｖａｔｅｄ　Ｐｏｏｌの冷却材の自重のみで原子炉
内に冷却材を注入することは不可能である。従って、Ｅ
ｌｅｖａｔｅｄ　Ｐｏｏｌ方式の原子炉に於いて小ＬＯ
ＣＡが発生した場合、自動減圧装置により原子炉内の蒸
気を外部に放出させ原子炉圧力を低下させた後、Ｅｌｅ
ｖａｔｅｄ　Ｐｏｏｌの冷却材を原子炉内に注入する。

自動減圧装置を用いた減圧過程に於いて一時的に炉心が
露出するが、その後冷却材の注入によって炉心は再冠水
され冷却が確保されるに至る。

（発明が解決しようとする問題点） Ｅｌｅｖａｔｅｄ　Ｐｏｏｌ方式の格納容器を有する原
子炉に於いて、冷却材喪失事故の発生を想定すると、大
ＬＯＣＡに比べて比較的発生頻度が高いと想定される小
ＬＯＣＡの場合、自動減圧装置を用いて原子炉圧力を低
下させた後、初めてＥｌｅｖａｔｅｄ　Ｐｏｏｌの冷却
材を原子炉内に注入することが可能となる。この減圧過
程で小ＬＯＣＡにも拘らず、一時的に炉心が露出するに
至り、最終的には炉心が再冠水され炉心冷却が確保され
るものの、比較的発生する可能性がある小ＬＯＣＡ時に
炉心露出が発生することは好ましくない問題である。

本発明の目的は、Ｅｌｅｖａｔｅｄ　Ｐｏｏｌ方式の非
常用炉心冷却装置を有する原子炉に於いて小ＬＯＣＡ時
に原子炉を減圧させること無く冷却水を原子炉内に注入
し炉心露出を防止し、炉心の健全性を確保することので
きる非常用炉心冷却装置を提供することにある。

〔発明の構成〕

（問題点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。

有するプールと、前記プールに隣接して配置され冷却材
注入配管を介して前記原子炉圧力容器に接続される高圧
タンクと、この高圧タンクの気相部と前記原子炉圧力容
器の気相部とを接続しかつ高圧タンクから原子炉圧力容
器に注入する時のみ開動作する弁を有する加圧配管と、
前記高圧タンクの上部に一端を接続し他端を前記プール
の液相部に開放させかつ高圧タンク内の冷却水が一定値
以下になった場合に開動作する弁を有する減圧配管と、
前記タンクの液相部と高圧タンクとを接続する冷却材補
給配管とから成ることを特徴とする非常用炉心冷却装置
を提供する。

（作　用） この様にして構成された非常用炉心冷却装置に於いては
、小ＬＯＣＡまたは給水喪失トランジェント時のように
原子炉圧力が高圧に維持され、かつ原子炉水位が低下す
る事象の場合、冷却材を貯えた高圧タンクに原子炉圧力
を背圧として加えることにより原子炉内に冷却材が供給
される。更に、同タンク内に貯えた冷却材が枯渇した場
合は、まず原子炉からの圧力の供給を一旦隔離した上で
同タンクを減圧することにより、　　Ｅｌｅｖａｔｅｄ
　Ｐｏｏｌに貯えられた冷却材を自重によって高圧タン
ク内に注入する。この様な高圧タンク等から構成される
系統を２系統以上設置すると、一方の高圧タンクが冷却
水をＥｌｅｖａｔｅｄ　Ｐｏｏｌから補給中にも、残り
のタンクから冷却水を原子炉内へ注入することが出来、
原子炉への注水を連続して行うことが出来る。

この様にして高圧の冷却水を原子炉内へ継続的に注入す
ることが出来るため、原子炉圧力が高圧に維持され、か
つ、原子炉水位が低下する小ＬＯＣＡ時、給水喪失トラ
ンジェント時等に於いても、炉心露出を防止すると同時
に充分な炉心冷却を確保することが可能となる６ （実施例） 以下本発明の一実施例を第１図に基づいて説明する。な
お、第１図において、第３図と同一部分には同一符号を
付し、その構成の説明は省略する。

第１図に示す様に、炉心２を収容した原子炉圧力容器１
の上方にはプールが設けられている。このプール５に隣
接して高圧タンク１０が設置される。

この高圧タンク１０には冷却材を原子炉圧力容器１内に
注入するための冷却材注入配管１１、及び、逆止弁１２
が設けられている。更に、高圧タンク１０内部の冷却材
が枯渇した際に、冷却材をプール５から補給するために
冷却材補給配管１３、及び、逆止弁１４がプール５の液
相部と高圧タンク１０とを接続して設けられている。た
だし、高圧タンク１０ヘプール５からの冷却材を補給す
る際には高圧タンク１０の内圧を一時的に下げる必要が
あるため高圧タンク１０の気相部からプール５内の冷却
材４中に高圧タンク１０内の高圧気体を放出する減圧配
管１５、及び、電動弁１６が設けられている。

また高圧タンク１０に冷却材を補給されている状態で高
圧タンク１０を原子炉圧力容器１の内圧と等圧力追加圧
するために、原子炉圧力容器１の気相部から高圧タンク
１０の気相部に至る加圧配管１７、及び、電動弁１８が
設けられている。この加圧配管１７を介して高圧タンク
１０に流入した原子炉蒸気による疲労を防止するために
高圧タンクｌＯ内の気・液界面には断熱性の高いセラミ
ックス製のフロート１９が配置されている。

また高圧タンク１０の内面も断熱性の高いセラミックス
でコーティングを施し高圧タンク１０内の熱サイクルに
よる疲労を防止するような構成になっている。

この様な構成の非常用炉心冷却装置を設置した原子炉に
於いて、ホしＯＣＡ或いは給水喪失トランジェントの様
な原子炉圧力が高圧に維持され、かつ、原子炉水位が低
下する事象が発生した場合、加圧配管の電動弁を開にし
、冷却水を貯えた高圧タンクに原子炉圧力を背圧として
加えると高圧タンクと原子炉との水頭差により原子炉圧
力容器内に冷却水が供給される。更に、高圧タンク内に
貯えられた冷却水が枯渇した際はまず加圧配管の電動弁
を閉じ原子炉からの圧力を一旦隔離した上で、減圧配管
上の電動弁を開動作させて、高圧タンクを減圧させ、冷
却材補給配管上の逆止弁を開させて冷却材をプールから
の水頭差によって高圧タンク内に注入する。次に減圧配
管の弁を閉じ、加圧配管１０上の電動弁を開することに
よって高圧タンクを原子炉圧力と等圧力追加圧する。ま
た、冷却材補給配管の弁は逆止弁であるのでこの際自動
的に閉鎖する。

高圧タンクが原子炉圧力により加圧されると。

冷却材注入配管を通って冷却材を高圧タンクの原子炉圧
力容器の水頭差で原子炉内へ注入することが出来る。尚
、このような一連の作用を自動化するため、高圧タンク
内に水位計を設置し、加圧配管の弁及び減圧配管の弁を
インターロックにより連動させることも可能である。

更にこの様な高圧タンク等から構成される系統を２系統
以上設置することで、一方のタンクが冷却水を補給中に
も残りの高圧タンクから冷却材を原子炉圧力容器内へ注
入することが出来、継続的な冷却材供給が可能となる。

この様にして高圧の冷却材を原子炉圧力容器内に継続的
に注入させることができるため原子炉圧力が高圧に維持
され、かつ、原子炉水位が低下する小ＬＯＣＡの場合に
も、炉心露出を防止すると同時に充分な炉心冷却を確保
することが可能となる。

また給水喪失トランジェント時のように原子炉圧力が高
圧に維持され、かつ、ｙＫ子炉水位が低下するトランジ
ェントの場合にも炉水の補給を高圧のまま行うことが可
能となる。

次に本発明の他の実施例について第２図を参照して説明
する。なお第２図において、第１図と同一部分には同一
符号を付し、その部分の構成の説明は省略する。第２図
において、高圧タンク１ｏには常時加圧するための窒素
ガス封入装置２ｏが設けられている。即ち、この窒素ガ
ス封入装置２ｏは窒素ガスを貯えておく窒素ガスボンベ
２１と、窒素ガスを加圧するためのコンプレッサー２２
と、コンプレッサー２２から高圧窒素を逆止弁２３を介
して高圧タンク１０に導く窒素供給配管２４とから構成
されている。

以上の構成によって、本発明の他の実施例に係る非常用
炉心冷却装置は、窒素ガスボンベ２１の窒素ガスをコン
プレッサー２２により加圧して、このコンプレッサー２
２から窒素供給配管２４を介して高圧タンク１０の気相
部に常時高圧の窒素ガスを封入しておく構成になってい
る。よって高圧タンク１０を常時高圧に維持しておくこ
とが可能である。従って、高圧タンク１０の気相部を原
子炉圧力の背圧を加えることによる時間遅れ無しに高圧
の冷却材を原子炉圧力容器１内に注入することが出来る
。

以上の様に非常用炉心冷却装置を有する原子炉に於いて
小ＬＯＧＡ或いは給水喪失トランジェントの様に原子炉
圧力が高圧に維持され、かつ、原子炉水位が低下する事
象が発生した場合、窒素ガスで加圧された高圧タンクか
ら直ちに高圧冷却水の原子炉内への注入が出来るため、
第１の実施例に比べて一層の炉心冷却性能向上が計れる
。

〔発明の効果〕

本発明によれば非常用炉心冷却装置を有する原子炉に於
いて、給水喪失トランジェント時や小ＬＯＣＡ時、この
ように原子炉水位が低下し、がっ、原子炉圧力が高圧に
維持されている場合であっても原子炉を減圧させること
なく冷却水を原子炉圧力容器内に継続して注入すること
が可能であるため、炉心露出を防止し、原子炉の充分な
冷却を確保することが出来る。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例を示す非常用炉心冷却装置の
概略系統図、第２図は本発明の他の実施例を示す非常用
炉心冷却装置の概略系統図、第３図は非常用炉心冷却系
の従来例を示す概略縦断面図である。 １・・・原子炉圧力容器　　　２・・・炉心５・・・プ
ール　　　　　　　１０・・・高圧タンク１１・・・冷
却材注入配管　　　１３・・・冷却材補給配管１５・・
・減圧配管　　　　　　１７・・・加圧配管代理人　弁
理士　　則　近　憲　倍 量　　三俣弘文 第１図 第２図 第ａ図

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. （１）内部に炉心を収納する原子炉圧力容器と、この原
   子炉圧力容器の上方に配置され内部に冷却材を保有する
   プールと、前記プールに隣接して配置され冷却材注入配
   管を介して前記原子炉圧力容器に接続される高圧タンク
   と、この高圧タンクの気相部と前記原子炉圧力容器の気
   相部とを接続しかつ高圧タンクから原子炉圧力容器に注
   入する時のみ開動作する弁を有する加圧配管と、前記高
   圧タンクの上部に一端を接続し他端を前記プールの液相
   部に開放させかつ高圧タンク内の冷却水が一定値以下に
   なった場合に開動作する弁を有する減圧配管と、前記タ
   ンクの液相部と高圧タンクとを接続する冷却材補給配管
   とから成ることを特徴とする非常用炉心冷却装置。