JPH02264894A - 加圧水型原子力プラントの安全保護設備 - 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） 本発明は加圧水型原子力プラントの安全保護設備に係り
、特に蒸気発生器において一次冷却材が漏洩する事故が
発生した場合においても、−次冷却材の外部への放出を
防止し、蒸気発生器等を効果的に冷却し得る加圧水型原
子力プラントの安全保護設備に関する。

（従来の技術） 従来の加圧水型原子力プラントは一般に第４図に示すよ
うに、原子炉１と、原子炉１で加熱された１次冷却材を
蒸気発生器（ＳＧ＞２へ循環供給する１次冷却材配管３
および１次冷却材ポンプ４と、１次冷却材と２次冷却材
との熱交換を行い２次冷却材の蒸気を発生する蒸気発生
器２と、蒸気発生Ｂ２から主蒸気管５を経て送給された
蒸気を駆動力源として回転するタービン６と、タービン
６の回転軸に直結された発電機７と、タービン６で仕事
をした蒸気を凝縮せしめ復水とする復水器８と、復水器
８で凝縮した復水を給水配管９を経て蒸気発生器２へ還
流させる給水ポンプ１０と、主蒸気管５に配設された隔
離弁１１と、隔離弁１１の１次側から分岐した管路に配
設された逃し安全弁１２とを備えて構成される。

通常運転時に、蒸気発生器２内においては、原子炉１か
ら供給された１次冷却材が伝熱細管１３を通ることによ
って熱交換され、１次冷却材によって加熱され蒸気とな
った２次冷ム１材は主蒸気管５を通ってタービン６に供
給され、発Ｎ機７を回転する。タービン６より排出され
た低圧蒸気は復水器８で凝縮され、給水ポンプ１０によ
って再び蒸気発生器２に還流される。

ところで加圧水型原子力プラント（ＰＷＲ）は、沸騰水
型原子力プラント（ＢＷＲ）とともに広く普及しており
発電プラントとしては全世界で過半数を占めている。し
かし加圧水型原子力プラントに固有に設置される蒸気発
生器２の伝熱Ｉｌｌ管１３の破損や損傷が起こり易く、
永年の懸案とされている。この対策として伝熱ａ管の材
質を６強度なものに変更するとか、冷Ｗ水の水質管理等
をより厳正に行うことが励行され安全性の向上が図られ
ている。

（発明が解決しようする課題） しかしながら、伝熱細管の強度を確保し１次冷却材の漏
洩を完全に防止し得る技術レベルには達しておらず、長
期間の使用後には小規模な漏洩が部分的に発生する場合
がある。

この伝熱細管の破損による漏洩が生じると、１次冷却材
が２次冷却系に流入することとなり、１次冷却゛材に含
まれる放射能が２次冷却系の機器を汚染することになる
。このため従来この漏洩事故発生時においては、漏洩を
早期に検出し、１次冷部材の漏洩量を最少限に抑止する
ような運転方法が採用される。

しかし従来のモニタ機構はブローダウン水や主蒸気管の
放射能＾により間接的に伝熱ｍｅからの漏洩を検知する
のみであったため、漏洩を直接的に検知することは困難
であった。特にブローダウン水の放射線モニタは間欠的
または必要に応じてｌ定されていたため、迅速な発見お
よび対応をすることが困難であるという問題点がある。

また主蒸気管の放射能高によって漏洩検出信号が発信さ
れた場合におい又も、自動的に作動する安全保護設備は
配置されていないため、１次系内が減圧されるまで漏洩
が続き、２次系および付帯ｎ器の放射線レベルを大幅に
上昇させるおそれがある。

一方、伝熱細管からの漏洩量が大きい場合には、１次系
の圧力の低下や保有水量（加圧器の水位）の低下が顕著
になるため、その検出信号によりプラントトリップや非
常用炉心冷却系（ＥＣＣ８）が起動され、原子炉は冷温
停止される結果、放射能の放出は抑止される。

ここで非常用炉心冷却系（ＥＣＣ８）は、−次冷却材喪
失事故（−次冷却材配管の破断等）、主蒸気管破断事故
、蒸気発生器の伝熱細管の破損事故等の想定事故に対し
てほう酸水を炉内に注入して原子炉を冷却するための設
備であり、高圧注入系、低圧注入系、蓄圧性大系などの
系統から構成されている。

高圧注入系はＥＣＣ８作動要求信号（原子炉圧力低、主
蒸気管圧力低、原子炉格納容器圧力高〉により自動起動
し、高圧注入ポンプによりはう酸水を一次冷却材低温側
配管を経て炉心に注入する系統である。

一方低圧注入系は、ＥＣＣ８作動要求信号にて自動起動
し、残留熱除去ポンプによりほう耐水を炉心に注入する
。

また蓄圧注入系は蓄圧タンクに溜められたほう耐水が一
次冷却材の圧力の低下で自圧により一次冷却材配管を紅
で炉心に注入される静的なシステムである。

このように伝熱細管からの漏洩量が大きい場合には上述
のＥＣＣ８が起動される。ところが漏洩量が微量な場合
には１次冷却系の圧力や保有氷量が急激に変化すること
もなく、また小さな変動は制御系の動きで自動的に回復
してしまう。さらに放射能レベル高の検出動作も遅くな
り、直接的にプラントトリップやＥＣＣ８起動が起こる
ことはない。

そのため運転員が伝熱細管の漏洩を発見した場合には速
やかに当該蒸気発生器を隔離したり、また他の蒸気発生
器への１次冷却材の負荷を増大させて、原子炉−次系の
熱除去間を調整したり、原子炉出力を低減したり、場合
によっては手動スクラムや手動によるＥＣＣ５の起動も
必要となるなど、多種に渡る対応動作を迅速に行う必要
があり、運転員の負担が著しく大きくなる欠点があった
。

そのため、伝熱細管から１次冷却材が漏洩した侵に直ち
に自動起動して放射能の系外放出を防止する安全保護設
備が望まれていた。

本発明は上記の要望と問題点に対応するためになされた
ものであり、伝熱細管からの１次冷却材の漏洩が発生し
た場合においても、１次冷却材の外部への放出を防止し
、蒸気発生器等のインベントリ−を確保しつつ効果的に
冷却することができる加圧水型原子力プラントの安全保
護設備を提供することを目的とする。

〔発明の構成〕

（課題を解決するための手段） 上記目的を達成するため本発明に係る加圧水型原子力プ
ラントの安全保ｆｆｌ設備は、加圧水型原子炉で加熱さ
れた１次冷却材と２次冷却材との熱交換を行い、タービ
ンへ供給する２次冷７Ｊ］材の蒸気を発生する蒸気発生
器を有し、この蒸気発生器の配設位置より高所に冷却水
を貯留する冷ｆＪＩ水槽を設け、蒸気発生器の２次冷却
材中に１次冷却材が漏洩した場合に２次冷却材のの蒸気
を上記冷却水槽に案内する蒸気案内管を配設するととも
に、冷却水槽の冷却水で冷却された蒸気の凝縮水を蒸気
発生器に還流させる凝縮水還流管を配設したことを特徴
とする。

また冷却水槽は、１次冷却材配管系破断事故発生時に冷
却水を１次冷却材配管系に供給する冷却水配管を備えて
構成するとよい。

さらに冷却水槽は、１次冷却材配管系破断事故発生時に
冷却水を原子炉格納容器スプレィ配管に供給するスプレ
ィ配管を備えて構成してもよい。

（作用） 上記構成に係る加圧水型原子力プラントの安全保護設備
によれば、蒸気発生器の伝熱細管が破損して２次冷却材
中に１次冷却材が漏洩した場合には、漏洩した１次冷却
材の蒸気は、蒸気案内管を通り、冷却水槽に案内され、
ここで冷却水によって冷却されて凝縮水となる。生成し
た凝縮水は凝縮水還流管を流れて再び蒸気発生器に還流
される。

すなわち漏洩した１次冷却材の蒸気は冷却水槽で凝縮さ
れ、再び蒸気発生器に還流されるため、１次冷却材が外
部に放出されず、また蒸気発生器内の冷却水量（インベ
ントリ−）が一定に保持されると同時に蒸気発生器が凝
縮水によって効果的に冷却される。

また冷却水槽は蒸気発生器の配設位置より高所に配置さ
れているため、冷却水槽の冷却水によって冷却され凝縮
した凝縮水は、自重によって蒸気発生器に還流する。従
って凝縮水を移送するための動力源は必要とせず設備構
成が簡単になり、故障も少ない。

また冷却水槽の冷却水を１次冷却材配管系または原子炉
格納容器スプレィ配管に供給する冷却水配管またはスプ
レィ配管を冷却水槽に設けているため、冷却水は自重お
よび背圧によって、１次冷部材配管系または原子炉格納
容器スプレィ配管に流れ、周辺設備を効果的に冷却する
ことができる。

このように冷却水槽の冷却水を設備冷却用水として利用
できるため、本来、装備されている非常用炉心冷却系（
ＥＣＣ８）または格納容器冷却系の冷却容量を低減する
ことが可能となる。

（実施例） 次に本発明の一実施例について添付図面を参照して説明
する。第１図は本発明に係る加圧水型原子力プラントの
安全保護設備の第１実施例を示す系統図である。なお、
第４図に示す従来例と同一の構成要素には同一の符号を
付してその重複した説明を省略する。

すなわち、第１実施例に係る加圧水型原子力プラントの
安全保護設備は、加圧水型原子炉１で加熱された１次冷
却材と２次冷却材との熱交換を行い、タービン６へ供給
する２次冷却材の蒸気を発生する蒸気発生器２を有し、
この蒸気発生器２の配役位置より高所に冷却水を貯留し
た冷却水槽１４を設け、蒸気発生器２の２次冷却材中に
１次冷却材が漏洩した場合に２次冷却材の蒸気を上記冷
が水槽１４に案内する蒸気案内管１５を配設するととも
に、冷却水槽１４の冷却水で冷却された蒸気の凝縮水を
蒸気発生器２に還流させる凝縮水還流管１６を配設して
構成される。凝縮水還流管１６にはドレン弁１７が介装
される。

また主蒸気管５に近接して放射線測定器１８が配設され
、この放射線測定器１８からの放射線検出信号が所定値
を越えたときに、主蒸気隔離弁１１を閉動作せしめ、同
時にドレン弁１７を開動作せしめる制御装置１９が設け
られる。

また冷却水槽１４は、冷却水槽本体を目通して冷却水中
に配設されたコイル状の伝熱管２０を有し、この伝熱管
２０の一次側に蒸気案内管１５を接続する一方、２次側
他端に凝縮水還流管１６を接続して構成される。

原子炉１の炉心部には核燃料が装荷され、核反応によっ
て発熱した炉心を冷却するために原子炉１内には１次冷
却材が満たされている。

原子炉１は１次冷却材配管３によって蒸気発生器２と接
続され、１次冷却材は配管３に介装された１次冷却材ポ
ンプ４によって相互間を循環する。

原子力プラントの通常運転時において、蒸気発生器２内
に導入された１次冷却材は多数の伝熱細管１３内を通過
ユる際に２次冷却材と熱交換し、２次冷却材の蒸気を発
生させる。発生した蒸気は主蒸気管５を通ってタービン
６に供給され、タービン６に対して仕事をする。そして
タービン６に直結した発電８１７によって発電がなされ
る。タービン６を通過した低圧蒸気は復水器８において
減圧され凝縮して復水となり、この復水は給水ポンプ１
０によって加圧され、給水配管９を通り、再び蒸気発生
器２に還流される。

原子炉１の出力制御は、一般に制御棒の挿抜による位置
調整と、１次冷却材中のボロン濃度の調整により実施さ
れる。またプラント出力はタービン発電１ｆｉ７の負荷
変動に対応して原子炉出力を調整することにより制御さ
れる。また１水冷ｕノ材の圧力、保有量は図示しない加
圧器に付設したヒ〜りやスプレィ等によって調整される
。さらに蒸気発生器２の圧力および水位は、タービン６
への蒸気流かや蒸気発生器２への給水流量の調整によっ
て制御される。

また主蒸気管５の破断や蒸気発生器２内の伝熱細管１３
が破断した場合には、主蒸気管５に配設した隔離弁１１
が閉鎖され、事故発生箇所を隔離する。

さらに何らかの原因で蒸気発生器２内の蒸気圧力が所定
値より過大になった場合には、逃し安全弁１２が開動作
し、蒸気が自動的に系外に放出される。

このように原子力プラントの正常な出力運転時において
は、１次冷却材と２次冷却材は蒸気発生器２内において
直接混合して接触することはない。

すなわち核燃料によって放射能を帯びた１次冷却材は２
次冷却材と分離されているため、２次冷却系のタービン
６や発電機７が放射能によって汚染されるおそれはない
。

しかしながら蒸気発生器２の伝熱ｍ管１３が破損して１
次冷却材が２次冷却材中へ漏洩した場合には、２次冷却
材の蒸気も放射能を帯びる。この２次冷却材の放射能レ
ベルは放射線測定器１８によって測定される。そして測
定された放射線レベルが設定値を越えたときに制御装置
１つが動作し、主蒸気隔離弁１１を閉鎖すると同時に、
冷却水槽１４のドレン弁１７が開放され、蒸気発生器２
内の汚染された２次冷却材の蒸気は、蒸気案内管１５を
通り冷却水槽１４に案内される。

これにより高放射能を帯びた蒸気の２次冷却系への流入
を最少限度に抑止することが可能となり、タービン６な
どの２次系機器の汚染を防止することができる。

また冷却水槽１４に案内された蒸気は、冷却水中に浸漬
された伝熱管２０を通過する際に冷却され凝縮水となる
。この凝縮水は凝縮水還流管１６を通り蒸気発生器２に
還流される。凝縮水の還流により、隔離後の蒸気発生器
２内の冷却材のインベントリ＝（保有水量）は一定に保
持されるとともに蒸気発生器２は凝縮水によって効果的
に冷却される。

この際冷却水Ｈｇ１４は、蒸気発生３２の配設位置より
高所に配置されているため、凝縮水は冷却水槽１４から
自重によって蒸気発生器２に還流する。従って凝縮水を
還流させるためのポンプなどの動力機器は不要であり設
備構成が簡単になり、故障も少なく保守管理も容易であ
る。

なお冷却水槽１４において、蒸気を冷却水によって冷却
するため、冷却水の一部は蒸発する。しかしこの蒸気に
は放射能を含まないため排気管３０を介して大気放出す
ることも可能である。そして放出された冷却水量に相当
する補給水を供給する設備を供給管３１を介して設けて
おけば問題は少ない。また、冷却水槽１４に貯留した冷
却水の蒸発による減少を防止するために、原子炉補機冷
却系等を使用して冷Ｗ水槽１４内の冷却水を低温度に保
持する方式も考えられる。

次に本発明の第２実施例について第２図を参照して説明
する。

すなわち第２実施例においては、蒸気案内管１５はその
末端開口が冷却水Ｎ！１４ａの冷却水中に浸漬されるよ
うに冷ｕ１水槽１４ａに接続される一方、凝縮水還流管
１６は冷却水の溢流口２１に接続し、上記蒸気案内管１
５には止め弁２２を配設して構成される。

また、冷却水槽１４ａは、１次冷却材配管系破断π故発
生時に冷却水を１次冷却材配管系３に、供給する冷却水
配管２３を備えて構成される。冷却水配管２３には、１
次冷却材配管３から冷却水槽１４ａへの１次冷却材の逆
流を防止するための逆止弁２４が配設されている。

また主蒸気管５に近接して配置された放射線測定器１８
からの測定信号を受け、止め弁２２を開閉制御する制御
ｌ装置！１９ａが設けられる。

この第２実施例に係る加圧水型原子力プラントの安全保
護設備において、蒸気発生器２の伝熱細管１３が破損し
、放射線測定器１８によって所定の許容値を越える放射
線が検出された場合、制御装置１１９　ａ　ｈ＜動作し
、主蒸気隔離弁１１が閉止されると同時起重め弁２２が
開放される。

止め弁２２の開放により蒸気発生器２から冷Ｗ水槽１４
ａに案内された蒸気は、冷却水中に放出され凝縮する。

凝縮水は冷却水の水位を押し上げ、溢流口２１よりＡ−
バー７０−し凝縮水還流管１６を経て蒸気発生器２に還
流される。凝縮水の還流により、第１実施例と同様に蒸
気発生器２内のインベントリ−が一定に保持されると同
時に蒸気発生器２が凝縮水によって冷却される。本実施
例においても高位置に配置された冷却水槽１４ａから自
重および背圧によって凝縮水が流下するため、外部駆動
源を必要としない。また冷却水槽１４ａは従来の圧力抑
制室型の槽としているため、冷Ｕｌ系を設けることが好
ましいが、補給水系は必ずしも必要ではない。

また１次冷却材配管３と冷却水槽１４ａとを接続する冷
却水配管２３に逆止弁２４を設け、この逆止弁２４が１
次冷却材圧力の低下時に自動開放するように構成すると
、１次冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）等が発生して１次冷
却材圧力が低下した場合には、冷却水配管２３を通り冷
却水槽１４ａ内の冷却水が１次冷却材系内に供給され、
１次冷Ｗ材が補給される。

この冷却水配管２３を設置したことにより、緊急冷却の
多重性が確保されるとともに、従来装備されていたＥＣ
Ｃ８系の容量を低減したり、一部を削除することも可能
となり設備構成を簡素化できる。

次に本発明の第３実施例について第３図を参照して説明
する。本実施例は第１〜第２実施例と下記３点において
構成が異なる。すなわち第１点は、冷却水槽１４に接続
する蒸気案内管１５は、２次側の主蒸気逃し安全弁１２
から取り出している。

第２点は、冷却水槽１４から蒸気発生器２へ凝縮水を還
流する凝縮水還流管１６は、給水配管９に接続している
。第３点は冷却水槽１４底部から導出した冷却水配管２
３を分岐し、１次冷却材配管３の高温側および低温側の
双方に接続している。

本実施例によれば１次冷却材が２次冷却材中に漏洩した
場合に、放射線測定器１８が主蒸気管放射能高を検出し
、その検出信号によってｉｌＪ頗装置１９が起動し、主
蒸気隔離弁１１を閉止するとともにドレン弁１７および
逃し安全弁１２が開放される。蒸気は冷却水槽１４にお
いて凝縮され、さらに給水配管９を経て蒸気発生器２に
還流される。

放射能をおびた蒸気は大気に放出されることがなく原子
炉の安全性が向上し、被曝低減にも資する。

また凝縮水還流管１６が給水配管９に接続されているた
め、第１実施例の場合と異なり、蒸気発生器２側壁に凝
縮水還流管１６の接続用ノズルを設ける必要がない。従
って蒸気発生器２の強度の低下が少なく信頼性が向上す
る。

さらに冷却水槽１４からの冷却水を１次冷却材配管３の
高温ｍおよび低温側の双方に注入できるように構成する
ことで、非常用炉心冷却系（ＥＣＣ８）の代替系として
利用することが可能であり、冷却設備の多重性が確保さ
れる。

また図示は省略するが、１次冷却材配管系破断事故発生
時に冷却水を原子炉格納容器スプレィ配管に供給するス
プレィ配管を冷却水槽１４から導出することにより、原
子炉格納容器冷却系の多重性をも確保することができる
。

なお複数基の蒸気発生器を備えた原子力プラントにおい
ては、各蒸気発生器毎に冷却水槽を設置する方式と複数
基の蒸気発生器に対して１基の冷却水槽を共用するよう
に配置する方式とが考えられる。冷却水槽の設備費を考
慮した場合には、共用するように配置した方が合理的で
ある。なぜなら、全蒸気発生器において、同時に漏洩事
故が発生する確率は極めて小さいからである。

一方冷却水槽を各蒸気発生器毎に配置することは設備的
には大型化するが、補給源として相互に転用することが
可能であり、漏洩事故発生侵の１次冷却系の熱除去をよ
り迅速に行える利点がある。

（発明の効果） 以上説明の通り本発明に係る加圧水型原子力ブラン１−
の安全保護設備によれば、蒸気発生器の伝熱細管が破損
して２次冷却材中に１次冷却材が漏洩した場合には、漏
洩した１次冷却材の蒸気は、蒸気案内管を通り、冷却水
槽に案内され、ここで冷却水によって冷却されて凝縮水
となる。生成した凝縮水は凝縮水還流管を流れて再び蒸
気発生器に還流される。

すなわち漏洩した１次冷却材の蒸気は冷却水槽で凝縮さ
れ、再び蒸気発生器に還流されるため、１次冷却材が外
部に放出されず、また蒸気発生器内の冷用水量（インベ
ントリ−〉が一定に保持されると同時に蒸気発生器が凝
縮水によって効果的に冷部される。

また冷却水槽は蒸気発生器の配設位置よりａ所に配置さ
れているため、冷却水槽の冷却水によって冷却され凝縮
した凝縮水は、自重によって蒸気発生器に還流する。従
って凝縮水を移送するための動力源は必要とせず設備構
成が簡単になり、故障も少ない。

また冷却水槽の冷却水を１次冷却材配管系または原子炉
格納容器スプレィ配管に供給する冷却水配管またはスプ
レィ配管を冷却水槽に設けているため、冷却水は自重お
よび背圧によって、１次冷却材配管系または原子炉格納
容器スプレィ配管に流れ、周辺設備を効果的に冷却する
ことができる。

このように冷却水槽の冷却水を設備冷却用水として利用
できるため、本来、装備されている非常用炉心冷Ｗ系（
ＥＣＣ８）または格納容器冷却系の冷却容量を低減する
ことが可能となる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る加圧水型原子力プラントの第１実
施例を示す系統図、第２図は本発明の第２実施例を示す
系統図、第３図は本発明の第３実施例を示す系統図、第
４図は従来の加圧水型原子力プラントの構成例を示す系
統図である。 １・・・原子炉、２・・・蒸気発生器（ＳＧ）　、３・
・・１次冷却材配管、４・・・１次冷却材ポンプ、５・
・・主蒸気管、６・・・タービン（Ｔ）、７・・・発電
機（Ｇ）、８・・・復水器（Ｃ）、９・・・給水配管、
１０・・・給水ポンプ、１１・・・隔離弁、１２・・・
逃し安全弁、１３・・・伝熱細管、１４．１４ａ・・・
冷却水槽、１５・・・蒸気案内管、１６・・・凝縮水還
流管、１７・・・ドレン弁、１８−・・放射線測定器、
１９．１９ａ・１ｔＪＩｔｌｌｌ装置、２０・・・伝熱
管、２１・・・溢流口、２２・・・止め弁、２３・・・
冷却水配管、２４・・・逆止弁。 第 図

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、加圧水型原子炉で加熱された１次冷却材と２次冷却
   材との熱交換を行い、タービンへ供給する２次冷却材の
   蒸気を発生する蒸気発生器を有し、この蒸気発生器の配
   設位置より高所に冷却水を貯留する冷却水槽を設け、蒸
   気発生器の２次冷却材中に１次冷却材が漏洩した場合に
   ２次冷却材の蒸気を上記冷却水槽に案内する蒸気案内管
   を配設するとともに、冷却水槽の冷却水で冷却された蒸
   気の凝縮水を蒸気発生器に還流させる凝縮水還流管を配
   設したことを特徴とする加圧水型原子力プラントの安全
   保護設備。 ２、冷却水槽は、１次冷却材配管系破断事故発生時に冷
   却水を１次冷却材配管系に供給する冷却水配管を備えた
   請求項１記載の加圧水型原子力プラントの安全保護設備
   。 ３、冷却水槽は、１次冷却材配管系破断事故発生時に冷
   却水を原子炉格納容器スプレィ配管に供給するスプレィ
   配管を備えた請求項１記載の加圧水型原子力プラントの
   安全保護設備。 ４、冷却水槽は、冷却水槽本体を貫通して冷却水中に配
   設された伝熱管を有し、この伝熱管の一端に蒸気案内管
   を接続する一方、他端に凝縮水還流管を接続して構成さ
   れた請求項１記載の加圧水型原子力プラントの安全保護
   設備。 ５、蒸気案内管は末端開口が冷却水槽の冷却水中に浸漬
   されるように冷却水槽に接続される一方、凝縮水還流管
   は冷却水の溢流口に接続して構成された請求項１記載の
   加圧水型原子力プラントの安全保護設備。