JPH03503805A - 加圧水型原子炉の１次回路用補助容積制御および化学的回路 - 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】 発明の名称 加圧水型原子炉の１次回路用補助容積制御および化学的回路 技術分野 本発明は、加圧水型原子炉の１次回路に接続しかつ膨張容器として役立つ補助容 積制御および化学的回路に関するものである。 従来技術 かかる原子炉の１次回路は炉心、ならびにその各々が蒸気発生器および循環ポン プを含んでいる幾つかのループが配置される容器を有している。１次回路水はほ ぼ３２８°Ｃに近い温度に加熱される炉心を横切る。次いで１次回路水は２９３ ”Ｃにほぼ近い温度に冷却される蒸気発生器をかつ次いで原子炉容器に戻る前に 循環ポンプを横切り、この１次回路と通常補助回路の複雑な装置が関連づけられ る。この装置はとくに加圧器回路、容積制御および化学的回路ＲＣＶおよび安全 注入回路ＲＩＳからなる。 加圧器の作用は炉心を出るとき１次回路に例えばほぼ１５５バール（１５，５Ｍ Ｐａ）の圧力を付与することにある。このため１次水は蒸気容積の形成を保証す るためにそこで電気的に加熱される。加圧器はまた圧力を制限するための放出弁 を備えている。放出された蒸気は冷却回路および圧力を制限するための安全ディ スクを備えた加圧器ＲＤＰの放出タンクまたは球状容器に至る。ディスクが制動 するならば、１次回路から到来しかつ多分核分裂気体を含有する蒸気は閉じ込め エンクロージャ中に拡散する。通常の条件下で、凝縮物は回収可能な流出物ＴＥ Ｐの処理用装置に供給される。 「補助原子炉装置」用の大きな建物内に装置ＴＥＰとともに通常配置されかつ原 子炉エンクロージャから独立する回路ＲＣＶは１次回路中に循環する水の流れの 小さな部分を処理する。前記回路はとくに１次水から炉心において放射性にされ た腐食性生成物、ならびに燃料から拡散した溶解固体核分裂生成物の除去を可能 にするフィルタおよび樹脂を有する。それはまたタンクの被覆（２バールの水素 下の）を通して溶解ガス状生成物（キセノン、クリプトン）および炉心内の水の 放射線分解の間中腐食性硝酸を形成し易い窒素残留物の除去を可能にする。 回路ＲＣＶはまたトリチウム化された水および水素の小さな浄化流によって１次 水のトリチウム含量を制限する作用を存する。それはまたリチウムに富んだリチ アを添加することにより適切なｐＨ値のかつアンモニアまたはヒドラジンを添加 することにより水素イオン過剰の維持を可能にする。 回路ＲＣＶはまたホウ酸（ｐＨに非常に限定された作用を存する）を添加するこ とによりまたは再使用可能な流出物ＴＥＰの処理用装置の蒸発器からのホウ素除 去によりおこなわれる１次水のホウ素含量を調整する。 最後に、回路ＲＣＶは１次回路の容積補正を保証し、前記回路中の水の比重は、 加熱時１１４）ンの水の放出をかつ冷却時その再取り入れを必要とする３８０ｍ ’の水を収容する１　３００　ＭＷｅ炉において例えば４５°Ｃで９９０　ｋｇ ／＋＋コないし３１０°　Ｃで６９０ｋｇ／Ｉｍ’になる。 通常、回路ＲＣＶによって処理された水は、とくに１次回路の循環ポンプの接合 部での水バリヤを介して、充填ポンプにより１次回路に再注入される。 回路ＲＩＳは、１次壁の破壊の場合において、窒素圧力下の貯蔵タンクから、ま たは一般的にエンクロージャの外部にかつ注入ポンプを介して配置された低圧タ ンクからホウ素含有水の注入を可能にする。これらのタンクが空にされるとき、 注入回路はエンクロージャ内にありかつ排水だめに回収される過剰水についての 吸い込みモードにおいて配置されかつ外部の未処理水回路を使用する交換器によ ってそれ自体冷却される補助中間冷却回路を使用する交換器によって冷却される 。これら３つの結合された回路は本線、またはジーゼル発生器からそれらの電力 を受容する強力なポンプを必要とする。幾つかのポンプおよび幾つかのジーゼル 発生器が考え得る不利用性の問題を除去するために設けられねばならない。 かかる装置の複雑さを減少しかつ１次破壊の場合において特別なポンプに頼るこ とを回避するために種々の提案がなされている。とくに、閉じ込めエンクロージ ャ内に炉心のレベルの上方に配置されるホウ素含有水リザーブを、炉心が乾燥す る危険があると直ぐにかつ１次回路特表平３−５０３８０５　（３） とエンクロージャとの間の圧力バランス前に１次回路に放出し易い高圧タンク内 にまたはバランスが破壊の結果として引き起こされたときのみ炉心に放出される ことができる低圧タンク内に配置することができる。以下の提案が参照される。 旧来の提案は事故の場合にエンクロージャ内に散水するために使用されるような エンクロージャの頂部でのホウ素含有水リザーブに関する。 ディー・コステのフランス特許第７８−２１４９２号および第７８−２１４９３ 号は１次破壊の場合に注入を容易にしかつ保護スラブに向かう溶融炉心の流出を 阻止するために、ホウ素含有水の大きなリザーブを収容する原子炉エンクロージ ャを記載するが、前記リザーブが容器の上方に位置決めされるべきであることを 明記していない。 エム・ファジョーのフランス特許第７９−２４４９５号は最初に低圧でかつ冷却 器を備えそして圧力バランスが１次回路の顕著な冷却を許容するために発生する まで加圧器を放出するのに使用されかつ次いで１次回路を弁を介して再び供給す るタンクを記載している。 エム・ファジコーのフランス特許第７９−２８３１６号は最初に１次圧力でかつ ホウ素含有水が一杯でありそして水の再供給が自由レベルが現れるとき初期化さ れるように小さな直径の導管によって容器に、ならびに弁を備えた大きな直径の 導管により１次冷却ループに接続されるタンクを記載しており、そのさいタンク は冷却器を備えることができる。 エム・ファジョーおよびニス・クロキサットのフランス特許第８１−０３６３２ 号は、まずそれに統合された交換器によって容器の冷却をかつ次いで同一の次の 圧力バランスの再供給を可能にする比較的低い圧力タンクを記載している。 情報「ウェスティングハウスＡＰ６００受動安全装置−セーファに対するキー、 簡単化されたＰＮＲＪが１９８８年５月にシアトルでのＡＮＳ会議においてエル ・イー・コンウェイによって発表されかつフランス特許第７９−２８３１６号の ものと同様な高圧タンクおよびフラージャ内の大きな自由レベル容器を結合する が、重力により、フランス特許第７９−２４４９５号および第８１−０３６３２ 号のものとほぼ同一および他の方法では同一な、安全エンクロージャ内の１次容 器およびセルを上げることができる。 １９８８年６月にニュークリヤ・エンジニャリング・インターナショナルの３２ ページに「ソ連における検討による最新のＰＷＲ概念」と題して発表された図表 は統合された水リザーブを有するエンクロージャを示す。 これらの提案により、１次回路に付加されたタンクがＲＩＳ回路の加圧窒素貯蔵 アキュムレータおよび注入ポンプを少なくとも部分的に置き換えるために、１次 事故の場合に有用であることが指摘される。１次回路に注入された窒素がその高 い点に配置されかつ次いで自然の循環を遮断するため、安全のために窒素を除去 することが重要である。さらに、回路ＲＩＳのポンプを受動装置に置き換えるこ とにより、１次破壊の場合における安全装置の全体の安全性を改善することがで きる。 このようなタンクはまた加圧器の放出と関連づけられる拘束を減少しかつ炉の冷 却に関係しそしてそれを停止することにより、通常の条件下で有用である。しか しながら、それらは回路Ｒ，ＣＶの作用に関係しない。 発明の開示 本発明はとくに前述されたと同一の利点を導く補助容積制御および化学的回路に 関するが、その設計は、比較的低い圧力において、１次回路水の容積補正および 化学的補正の保証を可能にする一方、原子炉エンクロージャに隣接する核分裂補 助安全装置用建物内に通常据え付けられる装置に付与される拘束を減少しかつし たがってそれに対して実質的な経済性を許容する。 それゆえ、本発明は、とくに、１次回路の水をサンプリングするための手段、前 記水を純化しかつそのホウ酸を調整するための手段および前記１次回路への水の 再注入のための調整可能な手段を有する、１次水を含んでいる加圧水型原子炉の １次回路に接続されることができる補助容積制御および化学的回路において、少 なくとも１つの水−上記タンクが前記サンプリング手段の下流の前記補助回路に 配置され、前記サンプリング手段が前記タンク内のその飽和蒸気圧で水の膨張を 保証する前記タンクへの１次水吸い込み流を調整するための手段を組み込んでお り、吸い込みおよび出口流れを調整するための手段は前記タンク内にある水の容 積かっしたがって前記１次回路に収容された水の容積の制御を可能にすることを 特徴とする補助容積制御および化学的回路に関するものである。 この配置の結果として、水は付与された量においてタンク内に存在しかつ飽和さ れた蒸気被覆を水の上方に、１次回路の水の最小温度、例えば２９０．５°Ｃよ り僅かに低くすることができる温度で形成する。ホウ素含有水がその飽和蒸気に 存在するので、圧力は比較的高＜（２９０，５°Ｃで７．５ＭＰａ）することが でき、一方１次回路の圧力（加圧器で１５．５ＭＰａ）以下に良好に維持する。 タンクは前述されたタンクに匹敵する高圧安全リザーブを構成する。後で示され るように、１次回路の水の膨張に関連づけられた容積補正、ならびにその化学的 処理を保証する。 タンク内の１次水の吸い込み流をサンプリングしかつ調整するための手段は噴射 ポンプまたは放出器と関連づけられる実質上膨張手段であり、噴射ポンプは純化 のためにサンプリングされた一定の流れをタンクに再導入することを可能にする 。再注入手段は通常の性質の流れ調整可能な充填ポンプによって構成される。 符表平３−５０３８０５　（４） 留意されるべきことは、１次回路の比較的高い圧力部分に関連する本発明による 補助回路は、前述されたエル・イー・コンウェイの情報にしたがって、エンクロ ージャ内にかつ容器のレベルの上方に位置決めされる大きな水リザーブの使用に 好ましくは関連づけられる。 タンク内に存在する水量をかつ外部との熱交換なしに付与することにより、１次 回路内の水量を調整し、すなわち、適切な加圧器自由レベルを維持することがで きることは本発明による補助回路の定義から明らかである。 かくして、１３００ＭＷ炉の場合において、タンクは外部への放出なしに温度上 昇の間中１１０）ンの水を受容することができかつ逆に、これらを、現存する回 路の場合であるように、あらたなな水の供給を必要とすることなしに冷却の間中 回復することができる。炉が冷たいので、タンクはまた容器カバーを開くときに 必要な部分排水のために使用される。 好都合には、本発明による補助回路の水−蒸気タンクは、破壊の場合に１次回路 にホウ素含有水の強力な注入を保証するために、弁を備えた比較的大きな直径の パイプによってＩ次回路に接続される。必要な中性子負活性を保証するためにホ ウ酸濃縮物を含有する補助タンクを前記パイプに挿入することができる。 本発明による補助回路はまた水−蒸気タンクの全体の圧力レベルを維持しながら かつ外部タンク水素被覆を使用することなしに１次水に溶解されたガスの調整を 可能にする。このために、タンク内の液体の上方のかつ液体に溶解された蒸気に 比して非常にガスに富んでいる蒸気はそれが冷たくなりかつ徐々に凝縮する蒸留 カラムによって構成される水素分離器内で上昇する。減少する蒸気流はカラムの 頂部で実際上放出ガスとなるまでガスで強化され、一方形酸されかつ頂部に向か って増大してガスで強化される液体は再び降下するとき消費されかつ部分的に脱 気された形状でタンクに通る。 かくして再び循環される大きな水素過剰を有する水に関連してガス混合物の分離 を保証することができる。このために、脱ガス器の上方室が単に水素の通貨を許 容す導入のために使用される噴射ポンプの１つによって吸い上げられる。除去さ れかつ透過計の高圧室において凝縮するガスは次いで、放出煙突を通して大気に 放出する前に、それらの放射性崩壊を保証する。 本発明による補助回路は溶解された放射性固体に対する１次水の純化を少なくと も部分的に保証できる一方水−蒸気タンクの全体の圧力レベルを維持する。この ために、タンクからの水の１部が回収または回復交換器において約５０°Ｃに冷 却され、樹脂脱鉱物器に導入され、ホウ素で飽和されかつ次いで加熱後タンクへ の１次水の導入に使用される噴射ポンプの１つを介してタンクに、または充填ポ ンプを介して】次回路に戻されることができ、完全な装置が原子炉エンクロージ ャ内に配置される。 本発明による補助回路はまた主電源によって付与される日常の電力変化に関連し て１次回路内のホウ素含量を少なくとも部分的に調整するのに使用されることが でき、一方水一蒸気タンクの全体圧力レベルを維持する。水−蒸気タンクはサン プリングが下方部液体または上方部蒸気において放出流から行なわれる蒸留手段 として役立つ。 このようにしてサンプリングされた蒸気はタンクを供給する噴射ポンプの１つに より僅かに圧縮され、その結果下方部に浸漬された交換器において凝縮される。 得られたかつ非常に高いガス含量を有する液体は上方部において前記ガスを非常 に放出しかつ次いでタンクを出る蒸気に細流または小滴として流れる。このよう に蒸留された水がタンクから放出されるならば、それに含まれる液体水は１次回 路からの供給からのホウ素で強化され、一方１次回路は相関的にホウ素が奪われ る。しかしながら、タンクの底部でサンプリングする液体はタンク内の液体水お よび１次回路に含まれる水の含量に関連して等量の状態に徐々に復帰させる。 燃料サイクルの終わりにおいて、非常に低い最小含有値を宵するホウ素含量を毎 日変化する必要があるとき、これは過剰蒸留作用となりかつ１次水内に溶解され た保護物質の含有を妨害するかも知れない。かくして、前記蒸留装置に、ホウ素 で飽和されずかつほぼ５０°Ｃで上述した脱鉱物器と同一方法において作動する 樹脂脱鉱物器が付加される。このため脱鉱物器は互いに結合されるコールド交換 器および熱交換器によって取り囲まれる。 ホウ素含量の増加はその場合にホウ酸の添加Ｊこよって行なわれる。また脱鉱物 器に付与された温度の関数であるホウ素含量となる樹脂を使用することができる 。 本発明による補助回路はまた加圧器ＲＤＰの放出容器として水−蒸気タンクの使 用を可能にする利点を有する。 このために、加圧器の蒸気放出パイプは水−蒸気タンクの下方領域に配置された バブラに出てくる。この配置は、前に要求されたように、その処理および外部純 化を必要とすることなしに解放された蒸気の回収を可能にする。 加圧器の蒸気内のガス濃度を制限するのに必要な放出作業はしたがって容易にさ れる。さらに、タンクは、１次回路内の圧力が同一であるまでかつ従来技術にお ける場合に可能であるように、ディスクの破壊の結果としてエンクロージャにも どることなしに加圧器の完全な放出を許容するような方法において寸法づけられ ることができる。 本発明による補助回路の水−蒸気タンクを１次回路に接続しかつ補助回路におい てサンプリングされた水用のコールド交換器を好ましくは組み込んでいる種々の パイプは原子炉が停止されるとき冷却のためにあきららかに少なくとも部分的に 使用されることができる。 最後に、外部への放出は、トリチウム化された水の形におけるトリチウムの蓄積 を制限するように、堆積され特表平３−５０３８０５　（５） た物質を除去しかつ新たな水の再注入のための交換において１次水の数立方メー トルの毎日の漏出を許容するために、タンクの底部に設けられることができる。 放出された水、ならびに漏洩回収回路に得られた水の処理を可能にする原子炉エ ンクロージャの外部の装置は対応する再注入を保証し、１次回路への注入パイプ に挿入される補助タンク内に必要なホウ素濃度を確立しかつ炉停止の間中脱鉱物 器を再生しそして現存する装置より非常に簡単にかつ小さくなる。 図面の簡単な説明 以下に、本発明の好適な実施例を添付図面に基づき詳細に説明する。 図面は本発明による補助容積制御装置および化学的回路を備えた加圧水型原子炉 の１次回路を示す概略図である。 発明を実施するための好適な態様 読み取りを容易にするために、図面に例示された回路と関連づけられる測定およ び制御回路は示してない。これらの装置は通常の設計を有しかつ本発明の１部を 形成しない。 図面において、参照符号１０は炉心１２を収容する加圧水型原子炉の容器を示す 。該容器には幾つかの１次ループが接続され、その１つのループのみが図面に示 されかつ前記容器ＩＯにより原子炉の１次回路を構成する。 １次回路のループの各々は容器１０を蒸気発生器１６に接続するパイプ１４、蒸 気発生器１６を１次ポンプ２０に接続するパイプ１８およびそれにより１次回路 からの水がポンプ２０によって容器１０に供給されるパイプ２２からなる。容器 には、１次回路が炉心１２によって例えば３２８°Ｃに近い温度に加熱される。 この１次水は蒸気発生器１６において冷却され、１次水は２９３０Ｃに近い温度 で流出する。 公知の方法において、原子炉の１次回路はまた回路ループの工つのパイプ１４に 接続された加圧器２４を有している。加圧器２４内に配置された電気加熱装置２ ６は加圧器内での蒸気容積の形成を可能にする。回路内に収容される１次水はか くして圧力下に置かれる。前記蒸気容積内に配置されたスプリンクラ装置２８は 、必要なときに圧力の低減を可能とするために、弁３２によって制御されるパイ プ３０によりパイプ２２にに接続される。 かくして加圧器２４の回路は１次回路内に普及する圧力の確立およびチェックを 可能にし、前記圧力は一般には３４５′″Ｃの加圧器温度に対応するほぼ１５． ５ＭＰａである。 １次回路番形成する原子炉容器１０およびループは閉じ込めエンクロージャ内に 配置され、その壁の１つが符号３４で図面に略示されている。 本発明によれば、独創的な設計からなりかつ本質的に原子炉閉じ込めエンクロー ジャ内に配置される補助容積制御および化学的回路は原子炉の１次回路に関連づ けられる。この補助回路は１またはそれ以上の水−蒸気タンク３６からなる。タ ンク３６はとくに１次回路の各ループに関連づけられることができる。ｌまたは 複数のタンク３６はサンプリングパイプ３８にわり１次回路からサンプリングさ れた水で供給され、サンプリングパイプ３８は、前記ループの蒸気発生器１６と 循環ポンプ２０との間で、１次回路のループの１つのパイプ１８に接続される。 サンプリングパイプ３８は図面においてポンプ４０ａ、４０ｂおよび４０ｃのご とき、噴射ポンプに組み込まれる複数の排出装置により各タンク３６に接続され る。 これらの噴射ポンプの各の供給は弁４２ａ、４２ｂ、４２ｅによってそれぞれ制 御される。噴射ポンプの数は４２ａ。 ４２ｂ、４２ｃのごとき変化する数の弁を開放することによりタンク３６の吸い 込み流れの制御を可能にする方法において選ばれ、各噴射ポンプは好ましくは全 噴射流量で作動する。 噴射ポンプに組み込まれる排出装置は１次回路からタンク３６内で液体水の上方 を被覆する飽和蒸気の形成に至るその飽和蒸気圧に取られる水を膨張させる作用 を有する。かくして、パイプ１８においてサンプリングされる水の温度が１５． １ＭＰａの圧力に関してほぼ２９３°Ｃであるならば、タンク内の温度は７．５ ＭＰａの飽和蒸気圧に関してほぼ２９０．５°Ｃにすることができる。留意され るべきことは、これらの数字は、後でしめされるように、好ましいと思われるパ イプ３８によってサンプリングされた１次水が冷却されない場合に対応する。　 本発明による補助回路はまた水を１次回路に再注入しかつそれに１またはそれ以 上の充填ポンプ４６が配置されるパイプ４４からなる。以下により詳細に示され るように、前記パイプは各タンク３６内に異なるレベルで幾つかの分岐により供 給されることができかつ１次回路のループの１つに、例えば、通常の方法におい て循環ポンプ２０の接続点での水バリヤを介して接続される。 前日された形状において、噴射ポンプ４０ａ、４０ｂおよび４０ｃと関連づけら れる弁４２ａ、４２ｂおよび４２ｃ１ならびに充填ポンプ４６は、所望されるよ うに、各タンク３６内に存する水容積かつしたがって原子炉の１次回路に収容さ れる水容積の制御を可能にする流量制御手段を構成する。 サンプリングパイプ３８は主回路の１次水の小さな部分のみが補助回路に向かっ て偏向されるように比較的小さな直径を有する一方、比較的大きな直径の安全ま たは保障パイプ４８が各タンク３６の底部を、１次ポンプ２０の下流で、主回路 のパイプ２２に接続する。弁５０はタンク３６の底部において前記パイプ４８内 に配置される。この常閉弁は１次回路の圧力がタンク内に普及している圧力以下 に降下するとき自動的に開く。１次回路の破壊の場合に、したがって強力な水注 入がある。 各水−蒸気タンク３６の底部には好都合にはホウ素含有水濃縮物を収容する補助 タンク５２が設けられる。安全パイプ４８は弁５０が設けられる補助タンク５２ の底部に出る。第２の弁５４は、タンク３６と５２との間に、これらのタンク間 の通常の作動において水の混合物を供給するように配置される。２つの弁はタン ク３６内に普及している圧力以下の圧力がパイプ４８内に生じるとき同時に開く 。 現存の加圧水型原子炉を備えている補助回路において、放射性ガスおよび窒素の 放出は通常２バールの水素被覆により冷却が保証され、それは水中にほぼ３０ｃ ｍ’／ｋｇ（通常の温度および圧力に関して）の水素含量を維持する。 本発明による補助回路において、タンク３６内に普及している温度および圧力を 考慮すると、この脱ガス溶液は考えられることができない。 図面に示された補助回路において、その含量がタンク３６内の液体水におけるよ りも蒸気においてより高い油溶性ガスが、水−蒸気タンクの頂部に配置される蒸 留カラム５６のごとき脱ガス器によって純化される。好ましくはトレイまたは粒 状固体を有する型からなるこの蒸留カラム５６は外部冷却装置５８によりその上 方室５６ａにおいて例えば２０°Ｃに冷却される。 前記上方室においてその合計圧力がタンク３６内の圧力に等しい、顕著な優位性 で水素からなりかつ窒素および、キセノンおよびクリプトンのごとき放射性ガス の痕跡を含有するガス混合がある。この混合物は蒸留カラム５６の上方室に出て いる管６０によって取られかつ次いでガスを例えばほぼ２９０°Ｃに再加熱する ために再び降下する。 ガス混合物は次いで管６０によりタンク３６から水素分離器６２に通され、該水 素分離器６２は非常に高い選択性を備えた、パラジウム−銀の選択性薄膜を有し かつほぼ２５０〜３００°Ｃで作動する透過計によって例えば構成される。分離 器６２は低圧室６２ａを有し、該低圧室６２ａはそれによりパイプ３８により１ 次回路においてサンプリングされた水がタンク３６に噴射される噴射ポンプ４０ ａの１つに接続される。 残留ガスは前記ガスがその中で膨張される貯蔵タンク６４と接続される分離器６ ２の高圧室６２ｂ内に凝縮する。適切な放射性崩壊に続いて、ガスは弁６８によ って制御されかつ外部浄化煙突７０に接続されるパイプ６６によって大気に放出 される。同時に、蒸留カラム５６に形成された液体水は該カラムに再び降下しか つ部分的に脱ガスされた状態においてタンク３６に落ち込むガスにより奪われる 。 とくに腐食性生成物に関連してタンク３６内に含有される液体相を純化するため に、ホウ素に作用しないように１またはそれ以上のホウ素子備飽和樹脂脱鉱物器 が使用される。 各説鉱物器７２は放出パイプ７４によりタンク３６に収容される水の液体相と接 続され、放出パイプ７４内にはその作用が樹脂の通常の作用に対応する、例えば ５０°Ｃに近い値に水の温度を低下することにあるコールド交換器７６が配置さ れる。脱鉱物器の容器の圧力抵抗は通常の装置のＩＭＰａに代えて例えば１０Ｍ Ｐａに増加されねばならない。例えば１３００ＭＷ炉に関して、炉心の２つの連 続する再充填作業間の作戦行動の復活なしに３１１３の脱鉱物器を使用できるこ とが知られている。 脱鉱物器７２を出るとき、純化された液体相はコールド交換器７６に結合された 熱交換器７８において加熱される。該熱交換器７８の下流には、放出パイプ７４ はフォーク状部分を有し、その一方の分岐はそれによりサンプリングポンプ３８ がタンク３６を供給する噴射ポンプの１つ４０ｂを供給する。第２の分岐はそれ により水が充填ポンプ４６の上流の１次回路に再び注入されるパイプ４４に直接 接続される。２つの分岐内に配置された１組の弁８０．８２は容器３６へのまた は直接１次回路への純化された水の再注入の制御を可能にする。 日常の変化に関係なく、１次回路水のホウ素含量の平均的な減少を許容するため に、少なくとも１つのさらに他の脱鉱物器８４が本発明による補助回路に設けら れる。 この脱鉱物器８４は放出パイプ８６によりタンク３６に収容される水の液体相と 接続され、放出パイプ８６内には脱鉱物器８４からの水の温度をほぼ５０°Ｃに 低減することを可能にするコールド交換器８８が配置される。 これはこのためにその最大圧力が簡単に増加される通常の脱鉱物器の使用を可能 にする。 脱鉱物器８４からの出口において、ホウ素を奪われた水はコールド交換器８８に 結合される熱交換器９０を横切る。熱交換器８９の下流には、パイプ８６が充填 ポンプ４６の下流の１次回路に水を再注入するためのパイプ４４に接続される前 に弁９０を横切る。１次水のホウ素含量の変化およびとくに日常の動力変化に関 して、液体およびその蒸気を含有するタンク３６と関連づけられる蒸留装置によ って得られることができる。このために、出口流がホウ素を含有している液体相 についてまたはホウ素を含有しない蒸気または蒸気相についてサンプリングされ 、これはタンク内のホウ素含量変化および１次回路内の逆の変化に至る。 ホウ素を含有する放出流は例えば脱鉱物器７２および弁８２を通過した流れであ る。非常に僅かなホウ素を含有する放出流を得るために、少なくとも１つの噴射 ポンプ４０ｃが蒸気相において水を含有するタンク３６の上方部分に配置される 。噴射ポンプ４０ｃは次いでタンク３６内に含有される水の液体相内に浸漬され る凝縮器交換器９２内に前記蒸気を移動する。噴射ポンプ４０ｅによって吸い上 げられる蒸気相は僅かに圧縮され、その結果それは凝縮器交換器９２において凝 縮する。後者はその場合にタンク３６の上方蒸気相部分内に配置される脱ガス細 流器９４と連通する。前記細流器９４に流入する液体状態の水は高いガス含量を 有しかつ前記ガスのかなりの比率が、　一定量溶解物質が放出水から生じるな特 表平３−５０３８０５　（７） らば、細流器内の蒸気に移動され、そのタンクがしたがって蒸留された水を受容 する。 細流器９４のタンク内にこの方法において集められた蒸留水はポンプ４６の上流 の１次回路に水を再注入するために弁９８によって制御されかつパイプ４４に接 続された放出パイプ９６によって水−蒸気タンク３６から放出される。タンク３ ６に含有された液体水はかくして１次回路の供給からホウ素で強化され、一方１ 次回路は相関的にホウ素消費を経験する。 毎日反復されねばならないこのような蒸留作用は平均ホウ素含量が作業行動の間 中顕著に減少すると直ぐに過剰になる。現存の原子炉に関して、脱鉱物器に付与 される温度の関数としてホウ素を制御する特別な樹脂膜鉱物器が使用されないな らば、交互の方法においてホウ素膜鉱物器（周期的に再生されねばならない）お よびホウ酸再噴射手段を段々に使用することができる。 図面に示した本発明の好適な実施例において、本発明による補助回路の水−蒸気 タンク３６はまた、それに加圧器の放出パイプが通常接続される、加圧器ＲＤＰ の放出容器に代えて使用される。このために、通常の方法において加圧器２４の 上方蒸気相部分に接続されかつ弁１０２によって制御される放出パイプ１００が その反対端で水−蒸気タンク３６の下方領域に、すなわち前記タンク内に収容さ れた水の液体相に配置されるバブラ１０４によって終端される。 この独特な配置は、従来技術の場合に一般的であったような、その処理および外 部純化を必要とすることなく、加圧器によって放出される蒸気の回収を可能にす る。加圧器の蒸気相内のガス濃縮を制限するのに必要な浄化作業はしたがって容 易になされる。さらに、本発明によるタンクは、必要ならば、加圧器の完全な放 出を許容するような方法において寸法づげられることができ、放出弁１０２は自 由に（必要ならば大きな１次圧力降下を保証するために）または偶発的に（スリ ーマイル島事故）開いたままである。 例えば、その加圧器が通常３６＋ｍ”の液体水および３４５°Ｃ，１５，５ＭＰ ａで水蒸気または蒸気の形において２４＋ａ’の水を収容する１３００ＭＷ炉が 検討される。 本発明によるタンク３６は例えば１５０ａ＋’の液体水およ゛び２９０．５°Ｃ および７．５ＭＰａで２０＋の水蒸気を収容する。１次回路の水の平均温度は１ ０ＭＰａの飽和蒸気圧力に対応する３１１°Ｃである。タンク３６への加圧器の 合計放出力月ＯＭ　Ｐ　ａ以下の圧力の獲得を可能にするように計算されること ができる。かくして、加圧器加熱装置が作動しておらずかつ炉出力が放出される ならば、１次回路が加圧器を放出することによりかつ特別な注意を必要とするこ となく１０ＭＰａに急速に低減されることができる。明らかなように、加圧器放 出は１次回路の破壊の場合において１次回路にタンク３６の水の注入を進めるこ とが望まれるとき持ち来されることができる。上述した場合は蒸気発生器の出口 １８から直接取られた１次水によるタンク３６の供給に対応する。しかしながら 、また前記タンク内に低い圧力レベルを選択することができ、サンプリングされ た水は回復または回収交換器１０６（またパイプ４４によって再注入された水の 再加熱を保証する）によっておよび調整冷却器１０８によって冷却される。例え ば、１次水はタンク内の５゜５　Ｍ　Ｐ　ａの圧力に対応する２９０．５ないし ２７０°Ｃに冷却されることができる。しかしながら、加圧器の放出は、上述し た条件下で、１次回路に収容された熱リザーブを考慮して、１０ＭＰａの直ぐ下 の最大圧力に上昇する。より正確な計算がなされるならば、サンプリングされた 流れを冷却せずかつこの結果として本発明により回路を寸法づけしないような不 都合が現れる。 本発明による補助容積制御および化学的回路は最後にエンクロージャ３４の外部 に配置されかつ現存する従来の加圧水型原子炉における匹敵し得る従来の装置に 比して非常に簡単化される浄化および補給装置１１０からなる。これらの装置１ １０は弁１１４によって制御されるパイプ１】２によりその底部で水−蒸気タン ク３６と接続される。それらはまた弁１１ｇによって制御されるパイプ１１６に よりホウ素を含む水濃縮物を含有する補助タンク５２と接続される。最後に、そ れらは図示してないパイプにより脱鉱物器７２および８４と連通する。 パイプ１１２および弁１１４はタンクの底部に配置された物質の除去および１次 回路内のトリチウムの蓄積を制限するために１次液体の数１１１３の毎日の放出 および新しい水の再注入の許容を可能にする浄化装置を構成する。 弁１８によって制御されるパイプ１１６により構成される回路は補助タンク５２ 内に必要なホウ素濃縮物の確立を可能にする。原子炉エンクロージャの外部の装 置１１０は浄化された水、ならびに漏洩回収回路から得られた水の処理、対応す る新しい水の再注入の保証、タンク５２内のホウ素濃縮物の制御および炉停止の 間中脱鉱物器７２．８４の再生を可能にする。補助回路の作用のかなりの比率を エンクロージャ内で保証することができるという事実により従来の装置に比して 外部装置１１０の複雑さをかなり制限することができる。 上述した説明は本発明による補助回路の結果として、とくに水−蒸気タンク３６ を使用することによって、以下の作用を極めて容易に保証する。すなわち、りそ の熱膨張に関連して１次回路に収容された水の容積補正および最小の外部タンク による容器１０のカバーの開放の間中の水の収集、 ２）破壊の場合における１次回路への安全注入（受動的作業のために、エル・イ ー・コンウェイによる上述した発表に記載されたものに匹敵するエンクロージャ 内の水リザーブの使用と好ましくは組み合わせられかつ一方窒素貯蔵アキュムレ ータを置き換える）、３）溶解ガスおよび水素の再導入に関連して１次水の符表 平３−５０３８０５　（８） 純化、 ４）有害なまたは妨害の溶解固体に関連する１次水の純化、 ５）１次水を保護するホウ酸および溶解物質の含量の調整、 ６）圧力について作用またはガス浄化に関して、加圧器の放出、放出の考え得る 阻止はもはやいかなる事故も発生しない。 本発明による補助回路は現在非常に大きな建物を占有する通常の容積制御および 化学的回路およびその関連部分に比して装置の寸法の著しい減少に対応する。こ れら利点がある外部に対する最小の接続により、安全なエンクロージャ内に完全 に封入される。回路は実質上その全体の寸法および作動圧力が例えば４つの発生 器を有する炉内の蒸気発生器の圧力本体の全体寸法および作動圧力以下である。 閉じ込めエンクロージャ内に収容される熱い１次水の量は増加され、その結果そ の圧力−容積結果を増大することができる。しかしながら、上記装置の簡単化を 考慮して、通常の装置に比してまだ顕著な経済性がある。 国際調査絹牛 国際調査報告 ＦＲ９００００７６ Ｓ＾　　　３４３９８

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １．１次回路の水をサンプリングするための手段（３８）、前記水を純化しかつ そのホウ酸を調整するための手段および前記１次回路への水の再注入のための調 整可能な手段を有する、１次水を含んでいる加圧水型原子炉の１次回路に接続さ れることができる補助容積制御および化学的回路において、少なくとも１つの水 −上記タンク（３６）が前記サンプリング手段（３８）の下流の前記補助回路に 配置され、前記サンプリング手段が前記タンク内のその飽和蒸気圧で水の膨張を 保証する前記タンク（３６）への１次水吸い込み流を調整するための手段（４２ ａ，ｂ，ｃおよび４０ａ，ｂ，ｃ）を組み込んでおり、吸い込みおよび出口流れ を調整するための手段は前記タンク内にある水の容積かつしたがって前記１次回 路に収容された水の容積の制御を可能にすることを特徴とする補助容積制御およ び化学的回路。 ２．前記タンクへの１次水の吸い込み流の調整手段は弁（４２ａ，ｂ，ｃ）によ って制御される噴射ポンプ注入器（４０ａ，ｂ，ｃ）によって構成され、前記噴 射ポンプはまた純化のための種々の移動に使用されることを特徴とする請求の範 囲第２項に記載の補助容積制御および化学的回路。 ３．前記タンク（３６）の底部を前記１次回路に接続する安全パイプ（４８）か らなり、該パイプは第１弁を備えており、該第１弁は１次回路内の圧力が前記タ ンク内に普及している圧力以下に降下するとき自動的に開くことを特徴とする請 求の範囲第２項に記載の補助容積制御および化学的回路。 ４．ホウ酸を含んだ水濃縮物を含有する補助タンク（５２）が前記安全パイプ（ ４８）内に配置され、第２混合防止弁（５４）が前記補助タンクの上流に配置さ れることを特徴とする請求の範囲第３項に記載の補助容積制御および化学的回路 。 ５．蒸留脱ガス器（５６）が水−蒸気タンクの頂部に位置決めされかつ抽出ガス が濃縮しかつ水素分離器（６２）に接続される上方室を有し、前記水素分離器ｆ 前記サンプリングパイプ（３８）に接続されかつ前記水−蒸気タンクに出る噴射 ポンプ（４０ａ）に接続される、水素が現れる低圧室（６２ａ）、ならびに他の ガスが濃縮する高圧室（６２ｂ）を有することを特徴とする請求の範囲第１項な いし第４項のいずれか１項に記載の補助容積制御および化学的回路。 ６．前記水素分離器（６２）の高圧室（６２ｂ）は貯蔵タンク（６４）に接続さ れ、該貯蔵タンクは弁（６８）によって制御されるパイプ（６６）により浄化煙 突（７０）と連通することを特徴とする請求の範囲第５項に記載の補助容積制御 および化学的回路。 ７．少なくとも１つの放出パイプ（７４，７８）が前記水−蒸気タンク（３６） 内の液体相に開放しそして連続してコールド交換器（７６，８８）、樹脂脱鉱物 器（７２，８４）および前記コールド交換器に結合された熱交換器（７８，８９ ）からなることを特徴とする請求の範囲第１項ないし第６項のいずれか１項に記 載の補助容積制御および化学的回路。 ８．第１放出パイプ（７４）は第１ホウ素予備飽和、樹脂脱鉱物器（７２）から なり、前記第１放出パイプは１組の切り換え弁（８０，８２）をかいして前記サ ンプリングパイプに接続されかつ前記水−蒸気タンクおよび再注入パイプ（４４ ）に出る噴射ポンプ（４０ｂ）に接続されることを特徴とする請求の範囲第７項 に記載の補助容積制御および化学的回路。 ９．第２放出パイプ（８６）は第２の非ホウ素飽和、樹脂脱鉱物器（８４）から なり、前記第２放出パイプに配置された熱交換器（８９）が弁（９０）を介して 再注入パイプに接続されることを特徴とする請求の範囲第７項および第８項のい ずれか１項に記載の補助容積制御および化学的回路。 １０．前記サンプリングパイプ（３８）によって供給される少なくとも１つの噴 射ポンプ（４０ｃ）が前記水−蒸気タンクの蒸気相に配置され、前記ポンプが前 記水−蒸気タンクの液体相に配置された凝縮器交換器（９２）に出かつ前記水− 蒸気タンクの蒸気相に配置された脱ガス細流器（９４）と連通しかつ弁（９８） を介して再注入パイプ（４４）と連通する蒸留水コレクタを有することを特徴と する請求の範囲第１項ないし第９項のいずれか１項に記載の補助容積制御および 化学的回路。 １１．原子炉の１次回路は蒸気放出パイプ（１００）を備えた加圧器（１６）を 有し、前記蒸気放出パイプが前記水−蒸気タンクの下方領域に配置されたバブラ （１０４）に出ることを特徴とする請求の範囲前項いずれか１項に記載の補助容 積制御および化学的回路。 １２．前記サンプリングパイプ（３８）は前記再注入パイプ（４４）に配置され た加熱手段（１０６）に結合された冷却手段（１０６）を備えていることを特徴 とする請求の範囲前項いずれか１項に記載の補助容積制御および化学的回路。 １３．前記水−蒸気タンク（３６）は、浄化回路および浄化および補給装置（１ １０）に接続された、水および溶解物質（１１２）で補給するための回路を有す ることを特徴とする請求の範囲前項いずれか１項に記載の補助容積制御および化 学的回路。 １４．閉じ込めエンクロージャ（３４）内に配置された１次回路および補助容積 制御および化学的回路を組み込んでいる加圧水型原子炉において、前記補助回路 が請求の範囲第１３項によって構成されかつ前記浄化および補給装置（１１０） を除いて、前記エンクロージャ内に完全に位置決めされることを特徴とする加圧 水型原子炉。