JPH0283496A - 原子炉 - 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〕 本発明は沸騰水型原子炉の安全設備に関する。

〔従来の技術〕

従来の原子炉では、冷却材喪失事故時に炉心冠水を維持
する非常用炉心冷却系において、信頼性を高めるためポ
ンプ、弁等の動的機器を使用しないものが、特開昭６２
−３８３９３号公報に記載されている。これは、非常用
冷却水容器に満たされた水の上方の水温のみをヒータ等
で高温にしておき、事故時の圧力容器の圧力低下に伴な
う該高温水部分の減圧沸騰での体積膨張力を利用して冷
却水の注入を行うものである。

また、他の従来の原子炉、特に冷却材喪失事故時に炉心
で発生する崩破熱を一旦サプレッションプールに蓄えた
後、サプレッションプールに隣接したプール水への熱伝
達により冷却するシステムを用いる原子炉には、原子カ
ニ業第３４巻、第９号（１９８８年）の第１９頁から第
２５頁に論じられているＨＳＢＷＲやＡＳＢＷＲがある
。前者（ＨＳＢＷＲ）では、炉心の上端より上から下端
より下の範囲にわたってサプレッションプール水が存在
するため、そのプール水により炉心からの放射線の遮蔽
が行なわれ生体遮蔽材等の厚みを低減できている。反面
、サプレッションプールより上方において、主蒸気管の
引きまわしを行なっているため、サプレッションプール
側と主蒸気配管倒の空間を区画するダイアフラムフロア
の存在によって、サプレッションプール水の自由液面位
置が制限されている。後者（ＡＳＢＷＲ）では、サプレ
ッションプール水を、圧力容器から離して区画した一室
内に収容配置している。この結果、主蒸気管の引きまわ
しとサプレッションプール水の高さ方向における位置の
制限が無い反面、該プール水による炉心からの放射線の
遮蔽効果が期待できず遮蔽構造材の低減が無い。また、
サプレッションプール水を収容する室を区画するために
独自の構造材を必要とするため、構造材量が増加してい
る。

〔発明が解決しようとする課題〕

前述の従来技術に示した高温水の減圧沸騰を用いた非常
用炉心冷却系は、高温水と低温水を一つの冷却水タンク
に成層化させて保有させる構造である。そのため、定常
的に冷却水タンクの上部のみに設定温度の高温水を保持
し、残りの冷却水を低温のままに保つためには、高温水
から低温水へ熱伝導で伝わる熱を冷却水タンクの低温水
領域表面から放熱してやる必要がある。もし、放熱量が
小さいと高温水である領域が大きくなり、事故時に炉内
へ注入される冷却水の冷却能力が低下することが考えら
れる。一方、放熱量が大きい場合には、高温領域の温度
を設定値に保つためにヒータ等の必要電力が大きくなる
という問題がある。

サプレッションプール水の配置に関する項目については
前述の様に、サプレッションプール水の自由液面高さに
制限を受けるために、鋼製格納容器を介して格納容器の
外周に設けた外周プールへの主たる伝熱面であるサプレ
ッションプール側接液面積が制限される。このため、外
周プールへの伝熱による事故時の格納容器冷却能力に制
限を受ける問題があった。あるいは、サプレッションプ
ール水の自由液面の高さ方向の制限を解除するために、
放射線の遮蔽構造材等の物量が増加するという問題が考
えられる。

本発明の第１目的は、高温水領域の広さを冷却水注入に
必要な膨張体積相当分のみとし、かつ高温水の温度を保
つための投入熱量が大きくならない非常用冷却系を備え
た経済的な原子炉を提供することにある。

本発明の第２目的は、事故時の外周プールへの伝熱上の
制限を解除しつつ構造材の物量を増加させない経済的な
原子炉を提供することにある。

本発明の第３目的は、前記第１目的と第２目的とを同時
に達成することにより安全性の高い原子炉を経済的に提
供することにある。

〔課題を解決するための手段〕

第１目的を達成する第１手段は、加熱源により温度制御
した高温水の入る高温水貯蔵領域と低温水の入る低温水
貯蔵領域とを前記各領域よりも等価流路断面積が小さい
流路で接続し、該低温水タンクに原子炉の圧力容器への
注水口を備えて成る原子炉の注水装置である。

第１目的を達成する第２手段は、核燃料を内蔵する複数
の燃料集合体で構成される炉心とそれを囲む圧力容器を
持つ原子炉において、加熱源により温度制御した高温水
が入れられた高温水タンクと低温水が入れられた低温水
タンクとをこれらの該タンクの直径よりも連通接続した
注水系を備えたことを特徴とする原子炉の注水装置であ
る。

第２目的を達成する第３手段は、炉心を収容する原子炉
の圧力容器内で蒸気を発生させ、その蒸気を原子炉の前
記圧力容器から前記圧力容器を格納する格納容器の外部
に導く主蒸気管を何える原子炉において、前記主蒸気管
を圧力容器壁に沿って炉心下端より下方まで下降させて
から格納容器外に引き出すとともに、前記主蒸気管の下
降部分外側であって、かつ前記炉心下端より下方に底部
を持つ前記炉心上端より上部に自由液面を持つサプレッ
ションプールを配置して、圧力容器の一部とサプレッシ
ョンプール水の水面とを用いて、前記主蒸気管が存在す
る側の下部気層空間と他の上部気層空間とを区画すると
ともに、下部気層空間の上部に前記サプレッションプー
ル内底部液層内への気層の流入口を備えたことを特徴と
する原子炉である。

第３目的を達成するための第４手段は、前述の第３手段
に前述の第１手段又は第２手段のいずれかを組み合わせ
た原子炉である。

〔作用〕

第１手段においては、高温水と低温水との両領域を等価
流路断面積が小さい流路で連結しているため、高温水か
ら低温水への伝熱量が小さくなる作用を成せ、注水系の
必要熱源容量を軽減出来る作用を成せる。

第２手段においては、圧力容器内の減圧により、その減
圧影響を受けた高温水は減圧沸騰して、その際のエネル
ギーでにより低温水を圧力容器に注水できる作用を成せ
る上、高温水と低温水との両領域を連通しながらも各領
域間の接続に面領域間の熱伝達面積が小さくなる流路で
接続するから注入される冷却水は低温状態で待機出来、
且つ高温水は少ない加熱量で所定の温度に待機し続ける
ことが出来る作用を成せる。

第３手段においては、主蒸気管を圧力容器壁に沿って下
降させているので、サプレッションプールの自由液面に
対する高さ方向の制限理由が排除され、これにより、サ
プレッションプール水を炉心下端より下から炉心上端よ
り上の範囲にわたって設置して、そのプール水による炉
心からの放射線の遮蔽作用が広範囲で期待できる。その
格納容器内の主蒸気管を含む区画の気層と他の区画の気
層とは圧力容器壁面とプール水面を利用して区画される
。

〔実施例〕 本発明の一実施例を第１図により説明する。本実施例で
は、圧力容器３内のシュラウド壁２で半径方向に区分さ
れた内側領域に複数の燃料集合体で構成された炉心１が
設置しである。非常用炉心冷却系として、低温の冷却水
で満ちたタンク１０と水温調整系１１（ヒータ等）で高
温に設定調整した冷却水を満たしたタンク１２が、配管
等の断面積が小さい流路１３で接続され、タンク１０は
圧力容器３内の液相部に接続されている。

さらに、圧力容器３からタービン（図示せず）等へ蒸気
を導びく主蒸気配管９は、圧力容器壁に沿って、生体遮
蔽壁を兼ねる構造材２０の内側を下降して、炉心１の下
端より下方の位置から格納容器２２の外に出ている。生
体遮蔽壁２０の外側にはサプレッションプール水２３が
貯蔵されている。また格納容器２２内の空間は、生体遮
蔽閉壁２０−と圧力容器３の一部及び圧力容器に接続し
た構造材２１により、主蒸気管側とサプレッションプー
ル側の空間に区画されるとともに１両構造材２０．２１
によって形成される流路により、主蒸気管側空間の上部
とサプレッションプール側の底部が連通されている。ま
た、サプレッションプール２３の外側には鋼製格納容器
壁を介して冷却水を収容した外周プール空間２４が設け
である。タンク１２中の冷却水は、ヒータと水温開定部
で構成される水温調整系１１及び断熱材の動作で原子炉
運転圧力の飽和温度より低い値の設定温度に保たれてい
る。またタンク１０には常温の冷却水が満たされている
。両タンク内の冷却水の温度差により、冷却水の熱伝導
で熱が伝わる。しかし、両タンク１０，１２を結ぶ流路
１３の断面積により伝熱量は制限される。そして該流路
の放熱によって、タンク１０の冷却水への伝熱量は無く
なる。

すなわち流路１３の中だけに温度勾配が形成され。

タンク１ｏ内冷却水は常温の状態を保つことができる。

原子炉の定常運転時には、容器圧力によって冷却水タン
ク１０．１２内に保持され、容器圧力とほぼ同じ圧力状
態となる。タンク１２内の冷却水温度は飽和温度以下で
あることから、液相状態である。配管破断事故時におい
ては、圧力容器内圧力が低下するにつれてタンク１０．
１２内の圧力が低下する。そして、タンク１２内の高温
水の飽和圧力以下になるとタンク１２内の冷却水が減圧
沸騰する。このとき、液相から気相への体積変化（膨張
）により、タンク１０内の低温冷却水は配管１４を通っ
て圧力容器３内に注入され、炉心の冷却、冠水維持が達
成される。この時の冷却水の注入は１体積膨張を利用し
ていることから、両タンク１０．１２間を結ぶ流路１３
の断面積が小さいことは問題とならない。本実施例によ
れば。

非常用冷却水のタンク１０．１２の位置は、圧力容器内
の自由液面より高くても低くても良く、配置上の自由度
が増すという効果がある。第２図の注水系に関して、第
３図に変形例を示す。第３図の注水系は一つの容器内を
、断面積の小さい開口部を高温水領域と低温水領域との
流路として持つ断熱性の構造材１５で、高温冷却水タン
ク１２と低温冷却水タンク１０に区画し、容器外側では
該高温冷却水タンク１２の表面のみを保温しているもの
である。第３図の例でも第２図の例と同様の作動が得ら
れる。

炉心１から出る放射線は、炉心の上端より上から下端よ
り下の範囲に恒って設けである生体遮蔽壁２０とサプレ
ッションプール水２３により減衰、遮蔽閉される。主蒸
気管破断等の事故時には、圧力容器３から出る蒸気は、
生体遮蔽壁２０と構造２１で形成される流路を通り、サ
プレッションプール２３に導びかれ凝縮される。この結
果、サプレッションプール水温が上昇するが、サプレッ
ションプール水２３と外周プール水２４の温度差により
、鋼製格納容器壁２２を介して外周プール水２４に熱が
伝えられ、格納容器の長期的な冷却が達成される。主蒸
気がサプレッションプール水２３の下を通る通路をつく
ることでは、従来、当該位置には制御棒駆動機構（図示
せず）点検のための通路があることから、原子炉建屋を
高さ方向に大型化することな〈実施できる。本実施例で
は。

従来、格納容器の上部にあった主蒸気系の引きまわし及
び点検空間と制御棒駆動機構点検用通路を兼用させるこ
とができるので、格納容器ひいては原子炉建屋の小型化
を図ることができる。

〔発明の効果〕

請求項１の発明では、非常用冷却水の高温水部分から低
温水部分への伝熱量を減らすことができるので、高温水
領域の温度を設定値に保つためのヒータ等の加熱源のエ
ネルギー（電力等）を小さくすることができる。また、
低温領域と高温領域をタンク内に独立に形成できるので
、冷却水注入に必要な膨張体積相当分の容量の高温水タ
ンクを設備すれば良く、余分な容積（高温から低温への
温度分布の部分等）を削除でき、タンク設備の小型化を
図ることができる。

請求項２の発明によれば、非常用冷却水の高温水部分か
ら低温水部分への伝熱量を減らすことができるので、高
温水領域の温度を設定値に保つためのヒータ等の加熱源
のエネルギー（電力等）を小さくすることができる。ま
た、低温領域と高温領域をタンク内に独立に形成できる
ので、冷却水注入に必要な膨張体積相当分の容量の高温
水タンクを設備すれば良く、余分な容積（高温から低温
への温度分布の部分等）を削除でき、タンク設備の小型
化による原子炉全体の小型化を図ることができる。

請求項３の発明によれば、サプレッションプール水の放
射線遮蔽により生体遮蔽構造材の厚みを減少できる。ま
た格納容器内を主蒸気管側とサプレッションプール側に
区画するのに圧力容器壁の一部を使用しているので区画
用の構造材を減少できる。さらに、サプレッションプー
ルの上方には自由液面位置を制限する構造材が無くなる
ので、外周プールへの主たる伝熱部分となるサプレッシ
ョンプール水の水深を大きくすることが可能であり、構
造材による伝熱上の制限を解除することができる。この
ため、冷却性能が良い原子炉を経済的に仕上げることが
出来る。

請求項４の発明では、請求項４の発明による効果と、請
求項１又は２による効果とのいずれかの効果とを同時に
達成できるので、冷却性能がよりよい原子炉を経済的に
提供できる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例による原子炉の縦断面図、第
２図は第１図における注水系の他の実施例を示す縦断面
図、第３図は第２図の変形例を示す縦断面図である。 １・・・炉心、２・・・シュラウド、３・・・圧力容器
、９・・・主蒸気管、１０・・・低温冷却水タンク、１
２・・・高温冷却水タンク、２０・・・生体遮蔽壁、２
１・・・構造材、２２・・・鋼製格納容器、２３・・・
サプレッションプール、２４・・・外周プール。 ′〜−１

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、加熱源により温度制御した高温水の入る高温水貯蔵
   領域と低温水の入る低温水貯蔵領域とを前記各領域より
   も等価流路断面積が小さい流路で接続し、該低温水タン
   クに原子炉の圧力容器への注水口を備えて成る原子炉の
   注水装置。 ２、核燃料を内蔵する複数の燃料集合体で構成される炉
   心とそれを囲む圧力容器を持つ原子炉において、加熱源
   により温度制御した高温水が入れられた高温水タンクと
   低温水が入れられた低温水タンクとをこれらの該タンク
   の直径よりも等価直径が小さい流路で接続し、該低温水
   タンクと該圧力容器とを連通接続した注水系を備えたこ
   とを特徴とする原子炉の注水装置。 ３、炉心を収容する原子炉の圧力容器内で蒸気を発生さ
   せ、その蒸気を原子炉の前記圧力容器から前記圧力容器
   を格納する格納容器の外部に導く主蒸気管を備える原子
   炉において、前記主蒸気管を圧力容器壁に沿つて炉心下
   端より下方まで下降させてから格納容器外に引き出すと
   ともに、前記主蒸気管の下降部分外側であつて、かつ前
   記炉心下端より下方に底部を持ち前記炉心上端より上部
   に自由液面を持つサプレッションプールを配置して、圧
   力容器の一部とサプレッションプール水の水面とを用い
   て、前記主蒸気管が存在する側の下部気層空間と他の上
   部気層空間とを区画するとともに、下部気層空間の上部
   に前記サプレッションプール内底部液層内への気層の流
   入口を備えたことを特徴とする原子炉。 ４、請求項３において、請求項１又は請求項２のいずれ
   かに記載の原子炉の注水装置を備えたことを特徴とする
   原子炉。