JPH0346799B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、原子炉格納容器スプレイ装置に関す
る。

従来、この種の原子炉格納容器スプレイ装置
は、第１図に示すように、原子炉圧力容器１を内
包する原子炉格納容器２内に冷却水をスプレイす
るためのスプレイスパージヤ３と、スプレイスパ
ージヤ３へ冷却水を注入するために原子炉格納容
器２外から原子炉格納容器２内に挿入されスプレ
イスパージヤ３に接続される注入配管４と、注入
配管４の原子炉格納容器貫通部５に原子炉格納容
器バウンダリーを構成するために設けられた隔離
弁６，７と、注入配管へ冷却水を供給するための
冷却水源８と、隔離弁６と冷却水源８間に設けら
れたポンプ９等から構成されている。沸騰水型原
子力発電所においては、冷却水源８としてサプレ
ツシヨンチエンバ内のプール水を用い、ポンプ９
として原子炉残留除去装置のポンプを兼用してい
るのが通例である。

このように構成される原子炉格納容器スプレイ
装置は、万一の冷却材喪失事故に際して、事故時
に原子炉格納容器２内に放出された冷却材（蒸
気）を冷却凝縮し、更に、原子炉格納容器２内の
非凝縮性ガスを冷却することにより、原子炉格納
容器２を所定の圧力、温度以下に保つと同時に、
原子炉格納容器２内に放出されたよう素（放射性
ならびに非放射性のよう素）を除去するための装
置である。

そこで、原子炉格納容器スプレイ装置において
は、前述の機能の健全性を確保するために、隔離
弁６上流側の注入配管１０内は、常に封水ポンプ
（図示せず）により、高圧の冷却水が充満されて
おり、隔離弁７下流側の注入配管４は、スプレ
イ・スパージヤ３を通じ、常に原子炉格納容器２
内に開放されている。

また、隔離弁６，７の健全性確認のために、隔
離弁６，７の開閉テストが定期的（１月１回の割
合いが通例）に繰返される。

この繰返し行なわれる隔離弁６，７の開閉テス
トの結果、隔離弁６上流側の高圧の冷却水が序々
に隔離弁７下流側の注入配管４内へ排出され、や
がて、スプレイスパージヤ３のスプレイノズル
（図示せず）から、原子炉格納容器２内へ冷却水
が落下するに至る懸念がある。この現像は排出水
の量がスプレイスパージヤ３からの蒸発量より多
い場合におこり得る。すると、スプレイスパージ
ヤ３（特に図示しないスプレイノズル）が不必要
に汚染し、更には、原子炉格納容器２内に設置の
機器配管等（図示せず）に冷却水が落下すること
により、機器・配管等（図示せず）の健全性を不
必要に低下するに至る懸念がある。

この（冷却水がスプレイノズルから落下する）
事象は、隔離弁６，７の弁体シート面からの漏洩
によつても、生ずることは言及するまでもないこ
とである。

更に、隔離弁６上流側の高圧の冷却水が隔離弁
６，７の開閉テストの繰返しにより序々に隔離弁
７の下流側の注入配管４内へ排出される過程につ
いて第２図により補足説明を加える。

第２ａ図〜２ｉ図は、隔離弁６，７周りの部分
拡大図に冷却水が排出される過程を経時的に示し
たものであり、上流側隔離弁６としてグローブ弁
を下流側隔離弁７としてゲート弁を用いた例を模
式的に示している。

なお、上流側隔離弁６と下流側隔離弁７の間に
は注入配管１１が設けられている。

原子炉格納容器スプレイ装置において、原子炉
格納容器バウンダリを構成するために必要とする
隔離弁の個数は１個であるが、隔離弁の開閉テス
ト又は、誤動作により冷却水が原子炉格納容器２
内へ流出することを防止するために隔離弁は２個
設けられ、定期的（月１回の割合いが通例）に開
閉テストが行なわれる。

第２ａ図は初期の状況を示しており、注入配管
１０内には高圧の冷却水が充満しているが、注入
配管１１，４内には原子炉格納容器内の大気が充
満している。

第２ｂ図は第１回目の隔離弁６の開閉テスト後
の状況を示しており、この場合注入配管１１内
は、注入配管１０と同様の高圧の冷却水が充満し
ている。

第２ｃ図は第１回目の隔離弁７の開閉テスト後
の状況を示しており、この場合注入配管１１内に
充満していた冷却水が注入配管４内へ排出されて
いる。

第２ｄ図は第２回目の隔離弁７の開閉テスト後
の状況を示しており、注入配管１１内には、注入
配管１０より流入した高圧の冷却水が充満してい
る。

第２ｅ図は第２回目の隔離弁７の開閉テスト後
の状況を示しており、この場合には注入配管１１
内に新たに充満していた冷却水が、注入配管４内
へ排出され、注入配管４内の冷却水量が増加して
いる。

このようにして隔離弁６，７の開閉テストの繰
返しにより、注入配管４内の冷却水量は次第に増
加し、やがて、注入配管４の水平部に充満し、第
２ｆ図に示すような状況となる。

第２ｇ図は、更に隔離弁６の開閉テストを行な
つた後の状況を示しており、この場合隔離弁６の
弁箱上部に残留していたガスが圧縮され、注入配
管１１内は注入配管１０内と同様に高圧な冷却水
が充満した状態に保持されている。

第２ｈ図は第２ｇ図の状態で隔離弁７の開閉テ
ストを行なつた後の状況を示している。この場合
注入配管１１内に充満していた高圧の冷却水は、
隔離弁７を開としたことにより、注入配管１１が
注入配管４とスプレイスパージヤ３を通じて、原
子炉格納容器２内の大気へ開放されるため、これ
に呼応して、隔離弁６の弁箱上部の圧縮されてい
たガスが膨張し、その膨張量に等しい冷却水が、
注入配管１１内から注入配管４内へ排出され、注
入配管４の立上り部の水位が上昇する。

更に、隔離弁６，７の開閉テストを繰り返すこ
とにより、隔離弁６の弁箱上部に残留していたガ
スが圧縮→膨張→圧縮→膨張を繰り返す結果、こ
の残留ガスがあたかもガスポンプの如き役割を果
たすため、注入配管４の立上り部の水位は序々に
上昇し、やがて、スプレイスパージヤ３内へあふ
れ出し、スプレイノズル（図示せず）を通じ、原
子炉格納容器２内へ落下することになる。

また、下流側隔離弁７の弁体のセツテイング不
良により、弁箱上部の空間が、注入配管１１内へ
開放された状況下においては、下流側隔離弁７の
弁箱上部の空間が、上流側隔離弁６の弁箱上部の
空間と同様な作用を果す結果、注入配管１０内の
冷却水が注入配管１１を通じ、注入配管４内へ排
出される作用が促進されることになる。

この作用を阻止するために、第３図に示すよう
に隔離弁上部の空間を冷却水にて置換するために
各弁にベント管１２，１３を設けたものがあり、
このベント管１２，１３にはベント弁１４，１５
が取付けられている。このようにすれば、冷却水
がスプレイスパージヤ３内へあふれ出し、スプレ
イノズルより冷却水が原子炉格納容器２内へ落下
することが防止できる。しかし、上流側隔離弁６
と下流側隔離弁７の間にある注入配管１１に接続
するように設けられたテストライン１６と止め弁
１７を通じ、圧縮空気を用いて定期的（年１回の
割合いが通例）に行なわれる隔離弁６，７の漏洩
テスト毎に、テストライン１６と止め弁１７およ
び隔離弁６，７の弁箱上部に設けられたベント管
１２，１３とベント弁１４，１５を用いて隔離弁
６，７の弁箱上部の空間を冷却水により再置換す
る必要があり、作業が煩雑となる欠点がある。

この代案として、上述のテストライン１６を用
いて隔離弁６の開閉テスト後に注入配管１１内に
充満した冷却水を排出し、しかる後に隔離弁７の
開閉テストを行なう方法もあるが、この方法の場
合、隔離弁６の開閉→弁１４，１５，１７の開閉
→隔離弁７の開閉という作業手順となり、止め弁
１４，１５，１７の開閉作業が増え、やはり、作
業が煩雑となる欠点がある。なお、図中水表示の
細かい部分は高圧の冷却部を示す。

本発明は 上記問題点に鑑み、原子炉格納容器
スプレイ装置の注入管が原子炉格納容器を貫通す
る個所に設けられる隔離弁の下流側へ、上流側の
高圧の冷却水が浸入することを防止するとともに
浸入した冷却水を処理でき、隔離弁の開閉テスト
後のスプレイノズルからの冷却水の落下を防止で
きるような原子炉格納容器スプレイ装置を提供す
ることを目的とする。

本発明の目的は、原子炉圧力容器を内包する原
子炉格納容器内に冷却水をスプレイするために原
子炉格納容器内へ設けられたスプレイスパージヤ
と、スプレイスパージヤへ冷却水を注入するため
に原子炉格納容器外から原子炉格納容器を貫通し
てその内部に伸びる注入配管と、注入配管上に設
けられた隔離弁と、注入配管へ冷却水を供給する
ための冷却水源とポンプとを有する原子炉格納容
器スプレイ装置において、隔離弁の下流側で、原
子炉格納容器内における注入配管に隔離弁から漏
れた冷却水を排出するためのドレン管を設けるこ
とによつて達成される。

以下、第４図乃至第６図を参照し、本発明の一
実施例について説明する。

第４図において、原子炉格納容器２内の注入配
管４の水平部４ａにはドレン管２０が設けられ、
このドレン管２０には常開止め弁２１が設けられ
ている。前記ドレン管２０は垂直に伸びてその先
端に原子炉格納容器１内に既設の漏洩検出装置２
２が取付けられている。

かかるスプレイ装置において、上流側隔離弁６
の上流側の注入配管１０内には、万一の冷却材喪
失事故に備えて、封水ポンプ（図示せず）によ
り、常に高圧の冷却水が充満されている（図中水
表示の細かい部分）。

隔離弁６，７の健全性確認のために定期的（１
月１回の割合いが通例）に開閉テストが繰返さ
れ、これにより上流側隔離弁６の弁箱上部に残留
しているガスが、ガスポンプの如き役割を果たす
結果、注入配管１０内の冷却水がしだいに下流側
隔離弁７を通じ、注入配管４内へ浸入する。この
浸入してくる冷却水は、あらかじめ流量が調整さ
れ、開状態にて固定されている止め弁２１を有す
るドレン管２０を通じ、漏洩検出装置２２へ排出
される。また、万一隔離弁６，７の弁体シート面
に不具合が発生した場合においても、隔離弁６，
７の弁体シート面を通じ、隔離弁７の下流側の注
入配管４内へ漏洩してくる冷却水は、ドレン管２
０を通じ、漏洩検出装置２２へ排出される。

この結果、万一の冷却材喪失事故に備えるため
の待機期間中に、冷却水がスプレイスパージヤ３
に到達することがなくなり、それが清浄な状態に
常に保持される。したがつて、スプレイスパージ
ヤ３に付属するスプレイノズル（図示せず）の点
検・保修に要する時間が大巾に削減され、作業員
の放射線被曝が大幅に低減される。

さらに、スプレイスパージヤ３が清浄な状態に
保持され、また、待機期間中に冷却水がスプレイ
スパージヤ３に付属するスプレイノズル（図示せ
ず）を通じて原子炉格納容器２内に設置の機器・
配管等へ落下することもなくなり、待機期間中
に、スプレイスパージヤ３ならびに、原子炉格納
容器２内に設置の機器・配管等の健全性を不必要
に低下する恐れもなくなる。

また、ドレン管２０を、隔離弁７の下流側で、
かつ原子炉格納容器２の内側に配置しているた
め、ドレン管２０が原子炉格納容器バウンダリの
構成を阻害することはなく、かつ、ドレンライン
の径を適切（約20〜40mm）に選定することによ
り、万一の冷却材喪失事故の際に、原子炉格納容
器スプレイ装置を作動させた場合にも、冷却水の
極く一部は、ドレン管３０を通じて排出される。
ところが、このとき大量の冷却水がスプレイスパ
ージヤ３に付属するスプレイノズルを通じ、原子
炉格納容器２内に放出されるため、原子炉格納容
器スプレイ装置の機能は確保される。

次に、本発明の他の実施例について説明する。

第５図において、注入配管４の垂直部４ｂには
水平にドレン管３０が設けられ、このドレン管３
０の中間には常開止め弁３１が取付けられるとと
もにその先端には漏洩検出装置３２が設けられて
いる。第４図の実施例においては、隔離弁６，７
の開閉テストを通じ、隔離弁７の下流側の注入配
管４内へ浸入した冷却水がドレン管により排出さ
れる間に、注入配管４内の長手方向の一面に沿つ
て濡れ状態と乾き状態とが、隔離弁の開閉テスト
の繰返しに合わせて繰返されるため、隔離弁７の
下流側の注入配管４内の腐食の進行が管の一面の
長手方向に沿つて生じる。ところが第５図の実施
例においては隔離弁７に下流側の注入配管４内に
浸入した冷却水が、注入配管４の立上り部のドレ
ン管３０の接続レベルまでたまつた状態に保持さ
れる結果、蒸発によるレベルの変動の範囲内で注
入配管４内の腐食の進行がリング状に生じる。

第６図において、注入配管４０の原子炉格納容
器２貫通部外側の立上り部４０ａに、原子炉格納
容器バウンダリーを構成するために上流側隔離弁
４１および下流側隔離弁４２が設けられ、原子炉
格納容器２内の注入配管４０の水平部４０ｂには
接続配管４３によりサージタンク４４が連結さ
れ、このサージタンク４４には液面検出器４５と
既設の漏洩検出装置４６に接続するドレン管４７
および常時閉の止め弁４８が取付けられている。
さらに、サージタンク４４は、通気管４９によ
り、スプレイスパージヤ３に連結されている。な
お、通気管４９は注入配管４０の立上り部４０ｃ
に接続されてもよい。

第６図において、下流側隔離弁４２の上流側の
注入配管４０ａの上流側隔離弁４１の下側には、
万一の冷却材喪失事故に備えて、封水ポンプによ
り、常に高圧の冷却水が充満されている。

さらに、隔離弁４１，４２の健全性確認のため
に定期的に開閉テストが繰返され、この開閉テス
トがある程度繰返されると、上流側隔離弁４１の
弁箱上部に残留していたガスが、注入配管４０上
方へ排出され冷却水にて置換され、ガスポンプの
如き役割を果たす残留ガスが排除される結果、下
流側隔離弁４２の下流側の注入配管４０内へ浸入
してくる冷却水量はあるレベルで平衡に達し、ス
プレイスパージヤ３に到達することがなくなる。

また、万一隔離弁４１，４２の弁体シート面に
不具合が発生した場合においては、隔離弁の弁体
シート面を通じ、隔離弁４２の下流側の注入配管
４０内へ漏洩してくる冷却水は、接続配管４３を
通じサージタンク４４内へ排出され、サージタン
ク内へ流入した冷却水量に相当する体積のガス
が、通気配管４９を通じ、サージタンク４４から
スプレイスパージヤ３を経由して、原子炉格納容
器２内へ排出される。

さらに、サージタンク４４内へ流入した冷却水
は、液面検出器４５により流入量の監視が行なわ
れる。

サージタンク１４内に冷却水が所定のレベルま
でたまると、常時閉の止め弁４８を開放し、サー
ジタンク４４内にたまつた冷却水を漏洩検出装置
４６に排出する。

但し、第４図の場合、止め弁４８が常時閉とさ
れていることから、サージタンク４４、注入配管
４０、スプレイスパージヤ３は、接続配管４３と
通気配管４９により閉ループを構成しているた
め、万一の冷却材喪失事故の際に、原子炉格納容
器スプレイ装置を作動させた場合には、全ての冷
却水がスプレイスパージヤ３に付属するスプレイ
ノズルを通じ、原子炉格納容器２内に放出され
る。

なお、前記各実施例を組み合わせ、あるいは、
他に必要とする設備と組み合わせることにより、
多くの実施例を生むことができる。

すなわち、第４図および第５図の隔離弁６，７
を第６図の如く、立上り部４０ａに設置すると
か、第６図の接続配管４３を第５図の如く注入配
管４の立上り部４ｂに接続するとかの組み合わせ
が考えられる。

また、原子力発電所の運転開始に先き立ち、原
子炉格納容器２内に空気を不活性ガスである窒素
ガスと置換する必要があることに鑑み、この空気
と窒素ガスとの置換をさらに確実に行なうため
に、原子炉格納容器２へ窒素ガスを注入するため
の配管を分枝し、サージタンク４４へ接続すれ
ば、サージタンク４４内やスプレイスパージヤ３
内の空気を容易に窒素ガスと置換できるなどの他
設備との組み合わせ例が考えられる。

本発明は、以上のように構成したので、スプレ
イスパージヤが清浄な状態に保たれその健全性が
不必要に低下することもなく、かつ、スプレイス
パージヤの点検、補修に要する時間が大幅に削減
され、作業員の放射線被曝が大幅に低減される。
また原子炉格納容器内に設置の機器・配管等へス
プレイスパージヤから冷却水が不用意に落下する
ことがなくなるため、機器・配管等の健全性が不
必要に低下することがなくなるとともに万一、隔
離弁の弁体シート面に不具合が発生し、冷却水が
漏洩した場合においても、その漏洩を検知し、か
つその漏洩した冷却水を確実に処理することがで
きるという効果を奏する。

【図面の簡単な説明】

第１図は、従来の原子炉格納容器スプレイ装置
を示す概略系統図、第２ａ図乃至第２ｉ図は従来
の原子炉格納容器スプレイ装置において生じる現
象を経時的に説明するための部分拡大模式図、第
３図は、従来の原子炉格納容器スプレイ装置にお
いて生じる現象を、従来の原子炉格納容器スプレ
イ装置において解決する方法を説明するための部
分拡大模式図、第４図、第５図、第６図は本発明
の実施例を示す部分拡大模式図である。 ２……原子炉格納容器、３……スプレイ・スパ
ージヤ、４……注入配管、６，７……隔離弁、２
０，３０……ドレンライン。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 原子炉圧力容器を内包する原子炉格納容器内
   に冷却水をスプレイするために原子炉格納容器内
   へ設けられたスプレイスパージヤと、スプレイス
   パージヤへ冷却水を注入するために原子炉格納容
   器外から原子炉格納容器を貫通してその内部に伸
   びる注入配管と、注入配管上に開閉テスト用ある
   いは誤動作のときの予備を含めて２個設けられた
   隔離弁と、注入配管へ冷却水を供給するための冷
   却水源とポンプとを有する原子炉格納容器スプレ
   イ装置において、隔離弁の下流側で、原子炉格納
   容器内における注入配管に隔離弁から漏れた冷却
   水を排出するための流体抵抗を有するドレン管を
   設けたことを特徴とする原子炉格納容器スプレイ
   装置。 ２ 前記流体抵抗を有するドレン管は、配管とこ
   の配管に取り付けられた常開の止め弁とを有する
   ことを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の原
   子炉格納容器スプレイ装置。 ３ 前記流体抵抗を有するドレン管は、細い管径
   を有する配管であることを特徴とする特許請求の
   範囲第１項記載の原子炉格納容器スプレイ装置。 ４ 原子炉格納内における注入配管の水平部にド
   レン管を設けたことを特徴とする特許請求の範囲
   第１項乃至第３項のいずれかに記載の原子炉格納
   容器スプレイ装置。 ５ 原子炉格納容器内における注入配管の立上り
   部にドレン管を設けたことを特徴とする特許請求
   の範囲第１項乃至第３項のいずれかに記載の原子
   炉格納容器スプレイ装置。 ６ ドレン配管に漏洩検出装置を設けたことを特
   徴とする特許請求の範囲第１項乃至第５項のいず
   れかに記載の原子炉格納容器スプレイ装置。 ７ 前記ドレン管にサージタンクを接続し、この
   サージタンクに、常閉の止め弁を備えた別のドレ
   ン管を設けるとともにサージタンクの中のガスを
   放出するための通気配管をドレン管の注入配管接
   続部より上方に取付けたことを特徴とする特許請
   求の範囲第１項乃至第３項のいずれかに記載の原
   子炉格納容器スプレイ装置。