JP2000507352A - 原子力発電所の原子炉からの余熱除去の保護方法及び装置 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 原子炉冷却系統の一次回路における充填レベルが低下された際に原子力発電所の原子炉からの余熱除去を保護する方法において、まず原子炉が停止され、冷却系統の一次回路における冷却過程および減圧過程が行われる。それからこの状態において蒸気発生設備ではもはや行えない一次回路からの放熱を引き受けるために余熱除去系統が投入される。続く経過において原子炉冷却系統の完全な放圧およびその充填レベルの主冷却材配管のほぼ中央ループレベルまでの低下が行われる。更に原子炉の一次回路及び／又は余熱除去系統に必要に応じて冷却材を補充するために冷却材貯蔵槽が存在している。許容できない充填レベルの低下が生じた場合に余熱除去回路が空になる（乾く）ことを防止するために、冷却材貯蔵槽が逆止め弁付きの補助的な安全注入管を介して余熱冷却系統の吸込み接続管に接続され、その補助的な安全注入管は充填レベルの低下に関係して開かれる。その際、原子炉冷却系統が無圧状態である場合、吸込み管内における充填レベルが低下した際に逆止め弁の閉鎖力に依存して逆止め弁が開かれ、冷却材が冷却材貯蔵槽から吸込み管に流入し、そして、冷却材を脱気するために原子炉冷却系統が真空引きされた場合、逆止め弁の閉鎖力はパイロット弁の作動によって高められ、これによって真空引きされた原子炉冷却系統における変更した圧力状態に合わされる。

Description

【発明の詳細な説明】 原子力発電所の原子炉からの余熱除去の保護方法及び装置 本発明は、まずは原子力発電所の原子炉冷却系統の一次回路における充填レベ ルが低下した際の原子炉からの余熱除去の保護方法に関する。この方法は特に加 圧水形原子炉を備えた原子力発電所における浄化過程および保守点検過程におい て採用される。本発明は更に原子力発電所の原子炉からの余熱除去の保護装置に 関する。 特に西欧の構造様式および運転様式の加圧水形原子炉を備えた原子力発電所に おいて、いわゆる余熱除去は、所定の圧力および所定の温度より低い圧力および 温度状態にある原子炉冷却系統においてこの冷却系統の一次側によって行われる 。原子炉において保守点検過程および浄化過程が開始されるとき、従来において はこれは次の手順で実施される。 − まず原子炉が停止され、一次回路における冷却液が冷却され終えるまで待機 される。更に冷却系統における圧力が下げられる。 − それから一次回路の充填レベルが主冷却材配管のほぼ中央ループレベルまで 下げられ、余熱除去系統が投入される。この余熱除去系統はこの開けられ充填 レベルが下げられた状態においてもはや蒸気発生設備では行えない一次回路か らの放熱を引き受ける。その蒸気発生設備は原子力発電所の運転中に一次回路 に接続されている。 − それからこの形式の原子力発電所において一般に、停止された原子炉の一次 回路及び／又は余熱除去系統に必要に応じて冷却材を補充するために冷却材貯 蔵槽が設けられている。それは原子炉格納容器の内部に設けられ、「ＩＲＷＳ Ｔ」（格納容器内燃料交換用水タンク＝Ｉｎｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔ Ｒｅｆ ｕｌｌｉｎｇ Ｗａｔｅｒ Ｓｔｏｒａｇｅ Ｔａｎｋ）と呼ばれるホウ酸水 貯蔵タンクである。かかる冷却材貯蔵槽は一般に、開けられた原子炉の上側の 空間を水面下で燃料集合体の交換作業が行われる程に燃料集合体貯蔵槽のレベ ルまで注水するために使われる。最新構造のヨーロッパ加圧水形原子炉（ＥＰ Ｒ−Ｅｕｒｏｐｅａｎ Ｐｒｅｓｕｒｉｓｅｄ Ｒｅａｋｔｏｒ）の場合、冷 却材貯蔵槽は「格納容器内系統」として用意されている。 原子炉冷却系統における充填レベルが下げられる保守点検作業の全段階中にお いて、原子力発電所の安全にとって非常に重要な余熱除去はシステムの欠陥によ ってひどく妨害される。これについて考えられる障害は充填レベルの意図しない 過大な低下であり、これは原子炉の崩壊熱出力が比較的大きい状態において余熱 除去を完全に喪失してしまう。そのような場合、投入された冷却系統の余熱除去 ポンプは空気を引き入れ、このために冷却系統内に気泡が形成されてしまい、こ れによって冷却出力が急速に落ちてしまう。 保守点検作業を実施する際、冷却系統は無圧状態にされるほかに冷却材を脱気 するために低下した充填レベルにおいて真空引きされる。このために、原子炉冷 却系統の充填レベルが低下した状態においてこれに接続された冷却系統について 、障害の抑制および除去を一層難しくする二つの異なった圧力状態が生ずること を考慮しなければならない。 本発明の課題は、種々の圧力状態で余熱除去回路に許容できない充填レベル低 下が生じた際に、その余熱除去回路が空になる（乾く）ことを阻止するような原 子力発電所の原子炉からの余熱除去の保護方法及び装置を提供することにある。 これらの課題はその方法については請求項１に記載の特徴事項の組合せによって 解決され、装置については請求項９に記載の特徴事項の組合せによって解決され る。 本発明の要点は、冷却材貯蔵槽をしゃ断弁とパイロット弁を介して制御される 逆止め弁とを備えた補助的な安全注入管を介して余熱冷却系統の吸込み接続管に 接続すること、その安全注入管におけるしゃ断弁を充填レベルの低下に関係して 開くこと、その際に原子炉冷却系統が無圧状態である場合、測地学的な高さ比、 即ち一方では冷却材貯蔵槽における充填レベルと他方では吸込み管における充填 レベルとの比に関係して、ないしは吸込み管における充填レベルが予め設定され た閾値より低下した場合の逆止め弁の閉鎖力に関係して、逆止め弁を開いて冷却 材を冷却材貯蔵槽から吸込み管に流入させること、並びに冷却材を脱気するため に原子炉冷却系統が真空引きされた場合、逆止め弁の閉鎖力をパイロット弁の作 動によって高め、これによって真空引きされた原子炉冷却系統における変更した 圧力状態に合わせることにある。 本発明に基づいて採用される逆止め弁は従って次の三つの機能を果たす。即ち まず第１に、原子炉冷却系統における充填レベルが冷却材貯蔵槽の充填レベルよ り高いときに原子炉冷却系統から冷却材貯蔵槽に冷却材が溢流することを阻止す る。第２には、冷却材貯蔵槽の側の液圧が原子炉冷却系統の側より高いときある いはその圧力差が逆止め弁の「標準」閉鎖力を打ち負かしている設定可能な閾値 を下回っているとき、冷却材貯蔵槽から原子炉冷却系統への冷却材の溢流を許す 。第３には、原子炉冷却系統が冷却材を脱気するために真空引きされるとき、そ うしなければ原子炉冷却系統に意図せずに冷却材が侵入するために真空の維持が できなくなるので、逆止め弁の閉鎖力を増大させる。 ヨーロッパ加圧水形原子炉において用意されているように、液体貯蔵槽が原子 炉格納容器の内部にホウ酸水貯蔵タンクとして設けられていると、すべての安全 注入過程が原子炉格納容器の内部で進行するので特に有利である。 請求項３に基づいて逆止め弁がピストン形逆止め弁として形成され、逆止め弁 の制御ピストンに作用する液体貯蔵槽内に存在する冷却材の液圧によって逆止め 弁の閉鎖力が高められると、複雑で脆弱な制御装置が省かれるので、本発明の方 法は一層単純化される。 逆止め弁の「標準」閉鎖力は主にその中を垂直方向に移動できる制御ピストン の重力およびこれと共働する重り要素あるいはばね要素によって決定される。こ れらは純機械的に作用し従って容易に取扱い及び設計することができそれゆえ鈍 感な構造部品である。 逆止め弁の閉鎖力は、制御ピストンの上側に配置され閉鎖方向に作用する制御 室に冷却材で圧力を与えることによって増大させられる。そのためにはただ遠隔 操作できる弁として形成されたパイロット弁が開けられればよく、冷却材貯蔵槽 の液圧が自動的に閉鎖力を増大する働きをする。 両方の圧力状態、即ち無圧状態および真空引き状態において、その都度作用す る逆止め弁の閉鎖力は、吸込み接続管と安全注入管との結合点まで充填レベルが 低下する前に、逆止め弁の開放およびこれを通しての冷却材貯蔵槽から冷却材回 路への冷却材の溢流が行われるように設計されている。そうでないと、余熱除去 ポンプの範囲に望ましくない気泡が生じてしまい、これによって原子炉冷却系統 の安全上必要な余熱除去が行えなくなってしまう。 しゃ断弁およびパイロット弁は原子炉冷却系統の上述のそれぞれの状態が生じ た際に自動的に開かれ、これによって安全注入管の安全機能が作動される。 余熱除去を保護する装置は、冷却材貯蔵槽を一次側の余熱除去系統に接続して いる通常の注入管のほかに、もう一つの注入管即ち安全注入管を備えている。こ の安全注入管には遠隔操作可能なしゃ断弁および上述の逆止め弁が設けられてい る。この逆止め弁は冷却材貯蔵槽から吸込み接続管に冷却材を導くべく開放する ことに関して異なった二つの閉鎖力を設定されて作動可能である。他の有利な本 発明に基づく装置の実施態様は請求項１０から請求項１３に記載されている。 以下図に示した有利な実施例を参照して本発明を詳細に説明する。 図には原子力発電所の原子炉からの余熱除去の保護方法及び装置に採用される 主な構成要素が概略的に示されている。 図に示されている装置１は原子炉冷却系統３の一次回路の主冷却材配管２につ ながっており、吸込み接続管６を介して原子炉冷却系統３に接続されている余熱 除去ポンプ／低圧給水ポンプ５を有する一次側の余熱除去系統のライン４を指し ている。図において７は冷却材８が充填レベル９まで満たされている冷却材貯蔵 槽、１０は主冷却材配管２における低下した充填レベルである。 吸込み接続管６には一次側余熱除去系統の運転開始に関係して開かれる多数の 電動式しゃ断弁１１が設けられている。 冷却材貯蔵槽７に接続されている注入管１３は第１の結合点１２で吸込み接続 管６に開口している。この注入管１３は冷却材貯蔵槽７から余熱除去系統に冷却 材８を導入するために開かれる別のしゃ断弁１４によってしゃ断できる。 本発明に基づいていまや注入管１３より高い位置で第２の結合点１２’におい て冷却材貯蔵槽７につながっている安全注入管１５が設けられている。この安全 注入管１５には一次回路２における充填レベルの低下処置が開始した際に開かれ るしゃ断弁１６が設けられている。このしゃ断弁１６は遠隔操作できる。 更に安全注入管１５に逆止め弁１７が存在している。この逆止め弁１７はその 逆止め特性に基づいて矢印１８の方向への冷却材の流れを阻止し、これに対して 矢印１９の方向への流れは異なった圧力状態を考慮に入れて許す。まず一つの圧 力状態は無圧の冷却系統において充填レベル１０が許容できないレベルまで低下 した状態であり、この場合逆止め井１７が開き、冷却材が矢印１９の方向に流れ る。その場合の冷却材８の液圧は、逆止め弁７の有効「標準」閉鎖力を打ち負か し冷却材８を余熱除去系統に入れるのに十分足りる。 もう一つの圧力状態は冷却材を脱気するために原子炉冷却系統３の一次回路２ が真空引きされるときの状態であり、この場合図において左側に示されている配 管の圧力が右側に示されている配管の圧力よりずっと低いので、逆止め弁１７が 早期に開かれると真空が破られてしまう。このためにその閉鎖力を高める必要が あり、これはパイロット弁２０が開かれて、冷却材８が逆止め弁１７の制御ピス トン２２の制御室２１に流入し、これを閉鎖方向に荷重することによって達成さ れる。これは、逆止め弁１７の閉鎖力が増大されて、一次回路が真空引きされる 際も充填レベル１０が予め設定された値まで低下していない限りは、一次回路お よび余熱除去系統に冷却材８が到達しないことを意味する。充填レベル１０が予 め設定された値まで低下したとき、冷却材８の液圧が逆止め弁１７の増大した閉 鎖力を打ち負かし、逆止め弁１７を開き、原子炉冷却系統に自動的に注水する働 きをする。もっともこのような場合、真空状態は維持されず、これは、吸込み接 続管における限界熱流束比が増大するので、追加的な安全作用を発揮する。 この安全装置の採用は余熱除去手順の枠内で行われ、その必要な処置は手動で あるいは自動的に相応した安全規準（計測・制御技術による監視および電気的鎖 錠）で実施される。

───────────────────────────────────────────────────── 【要約の続き】 流入し、そして、冷却材を脱気するために原子炉冷却系 統が真空引きされた場合、逆止め弁の閉鎖力はパイロッ ト弁の作動によって高められ、これによって真空引きさ れた原子炉冷却系統における変更した圧力状態に合わさ れる。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １．原子炉冷却系統の一次回路における充填レベルが特に浄化過程および保守点 検過程において低下した際に、 ａ） 原子炉を停止し、まず冷却系統の一次回路における冷却過程および減圧過 程を実施し、 ｂ） この状態において蒸気発生設備ではもはや行えない一次回路からの放熱を 引き受けるために余熱除去系統を投入し、 ｃ） 一次回路を完全に放圧し、その充填レベルを主冷却材配管のほぼ中央ルー プレベルまで低下させ、 ｄ） 原子炉の一次回路及び／又は余熱除去系統に必要に応じて冷却材を補充す るために冷却材貯蔵槽を用意する、 手順で原子力発電所の原子炉からの余熱除去を保護する方法において、 ｅ） 冷却材貯蔵槽を、しゃ断弁とパイロット弁を介して制御される逆止め弁と を備えた補助的な安全注入管を介して、余熱冷却系統の吸込み接続管に接続 し、 ｆ） 前記手順ｃ）において充填レベルの低下に関連してしゃ断弁を開き、その 際、 ｆ₁） 原子炉冷却系統が無圧状態である場合、測地学的な高さ比（冷却材貯蔵 槽における充填レベル／吸込み管における充填レベル）と、吸込み管にお ける充填レベルが予め設定された閾値より低下した場合の逆止め弁の「標 準」閉鎖力とに関係して、逆止め弁が開いて、冷却材が冷却材貯蔵槽から 吸込み管に流入し、 ｆ₂） 原子炉冷却系統が冷却材を脱気するために真空引きされた場合、逆止め 弁の閉鎖力がパイロット弁の作動によって高められ、これによって真空引 きされた原子炉冷却系統における変更した圧力比に合わされる、 ことを特徴とする原子力発電所の原子炉からの余熱除去の保護方法。 ２．冷却材が原子炉格納容器の内部におけるホウ酸水貯蔵タンクとして形成され た液体貯蔵槽から一次回路に流入することを特徴とする請求項１記載の方法。 ３．原子炉冷却系統が真空引きされた際、逆止め弁の閉鎖力が、逆止め弁の制御 ピストンに作用する液体貯蔵槽の内部に存在する冷却材の液圧によって高められ ることを特徴とする請求項１又は２記載の方法。 ４．逆止め弁の閉鎖力がその中を垂直方向に移動する制御ピストンの重力あるい はこれと共働する重り要素あるいはばね要素によって決定されていることを特徴 とする請求項３記載の方法。 ５．パイロット弁が開いた際に制御室に冷却材で圧力を与えられることによって 、逆止め弁の閉鎖力が増大されることを特徴とする請求項３又は４記載の方法。 ６．充填レベルが吸込み接続管と安全注入管との結合点（１２’）まで低下する 前に、逆止め弁の開放および冷却材貯蔵槽から逆止め弁を介しての冷却材回路へ の冷却材の溢流が行われるように、逆止め弁の閉鎖力が決められていることを特 徴とする請求項１ないし５のいずれか１つに記載の方法。 ７．充填レベルが手動操作で低下し始めた際にしゃ断弁が自動的にあるいは手動 で開かれることを特徴とする請求項１ないし６のいずれか１つに記載の方法。 ８．原子炉冷却系統が真空引きされた際、逆止め弁の閉鎖力を高めるために、パ イロット弁が自動的にあるいは手動で作動されることを特徴とする請求項１ない し７のいずれか１つに記載の方法。 ９．吸込み接続管（６）を介して原子炉冷却系統（主冷却材配管２）に接続され しゃ断可能な注入管（１３）を介して冷却材貯蔵槽（７）（ＩＲＷＳＴ）に接続 されている一次側余熱除去系統の少なくとも一つのライン（４）が設けられてい るような原子炉冷却系統（３）の一次回路（２）における充填レベルが低下した 際に原子力発電所の原子炉からの余熱除去を保護するための装置において、冷却 材貯蔵槽（７）が補助的な安全注入管（１５）を介して余熱除去系統の吸込み接 続管（６）に接続され、この補助的な安全注入管（１５）に遠隔操作可能なしゃ 断弁（１６）および逆止め弁（１７）が設けられ、この逆止め弁が冷却材貯蔵槽 （７）から吸込み接続管（６）に冷却材を導くべく開放することに関して異なっ た二つの閉鎖力を設定されて作動可能であることを特徴とする原子力発電所の原 子炉からの余熱除去の保護装置。 １０．逆止め弁（１７）がピストン形逆止め弁として形成され、逆止め弁（１７ ）の開放及び閉鎖挙動を決定する制御ピストン（２２）を有していることを特徴 とする請求項９記載の装置。 １１．制御ピストン（２２）に閉鎖方向に作用する制御室（２１）が設けられ、 この制御室（２１）にパイロット弁（２０）の開放によって逆止め弁（１７）の 閉鎖力を高めるために冷却材（８）が供給されることを特徴とする請求項１０記 載の装置。