JPH0362238B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、事故の発生に続いて、原子炉の格納
構造に注入するのに用いられる液体のPHを自動的
に且つ受動的に調節するための装置に関し、より
具体的には、事故の発生に続いて原子炉の格納構
造に注水するのに用いられる弱酸性のホウ素含有
水冷却材のPHを調節して再循環されるホウ素含有
冷却水を弱塩基性にする装置に関するものであ
る。

原子力発電プラントにおいては、一次冷却材ま
たは二次冷却材の喪失を招く管破断のような事故
に続いて、蓄積されている核分裂生成物の崩壊熱
を炉心から取出すために緊急炉心冷却系が設けら
れている。例えば、加圧水型原子炉（PWR）プ
ラントの場合におけるこのような緊急炉心冷却系
においては、ホウ素含有水の弱酸性溶液で原子炉
の格納構造は例えば約３ｍの水位まで注水され、
次いで、弱酸性溶液は原子炉冷却材系の管を通つ
て再循環される。ポンプ、残留熱除去用交換器等
を備えている緊急炉心冷却系は、通常は、実質的
にコンクリートから形成されており再循環される
水に塩化物を浸出する格納構造の床に設けられて
いる緊急用水溜めから、ポンプにより水を取出し
て再循環する。原子力プラントのステンレス鋼製
の要素、例えば原子炉内の冷却材配管系ならびに
セーフカード系を塩化物による応力腐蝕および亀
裂発生から保護するために、再循環されている水
のPHは、事故後48時間以内にPH＝8.5より大きい
かまたはそれに等しい値に調節しなければならな
い。

公知の原子力プラントにおいては、上述のPH調
節は、通常、格納構造の雰囲気全体にアルカリ性
溶液をスプレイするため格納構造内に設けられた
スプレイ系に水酸化ナトリウムのアルカリ性溶液
を供給することにより実施されている。この公知
のPH調節方法には２つの大きな欠点がある。第１
に、或る種の事故の態様においては、事故の種類
および由々しさに依存し、スプレイ系が作動しな
い場合が起り得る。第２に、清浄化、塗料および
絶縁等に対する腐蝕作用等の理由から、格納構造
のいろいろな要素ならびに他のプラント要素に水
酸化ナトリウムのアルカリ性溶液をスプレイする
ことは望ましくない。

したがつて、本発明の主たる目的は、事故に続
いて原子炉の炉心を冷却するために、格納構造に
注水するのに用いられる液体、特にホウ素含有冷
却水のPHを自動的に調節するための装置であつ
て、上述の問題や欠点のない装置を提供すること
にある。

上の目的で本発明は、事故の発生時に炉心を冷
却するための再循環液を注水すべき原子炉格納構
造であるて、水溜めて形成されているコンクリー
ト床および冷却および再循環のために上記水溜め
から液体を取出すための少なくとも１つの水溜め
出口を有している原子炉格納構造におけるPH値調
節装置において、少なくとも１つの穿孔された金
属容器を上記水溜め内に取付け、該容器に、上記
格納構造に注水するのに用いられる液体で溶解可
能であり該液体に溶解された時に該液体のPHを増
加する薬品を入れ、そして上記容器には、上記液
体で溶解可能な材料からなる保護を設けたことを
特徴とするものである。各容器もしくはバスケツ
トは、同様に循環される液体に溶解するプラスチ
ツク保護被覆するのが好ましく、そのようにすれ
ば、格納構造の注水に際して、水溜め内の液体は
バスケツトの水位に達して先ず被覆を溶解し、次
いで結晶を溶解し循環液と混合してPHを調節する
ことになる。

上に指摘したように構造を注水するのに用いら
れる液体は、通常、弱酸性であり、特にホウ素を
含む水の弱酸性溶液であるので、バスケツト内に
収容される化学薬品（量および種類）は、液体の
PHを増加する、特に少なくとも8.5の値にまで増
加するように選択される。水溶性PH調節薬品はテ
トラホウ酸ナトリウムとするのが好ましく、そし
てバスケツトのための水溶性保護被覆は、酸化ポ
リエチレンから形成するのが好ましい。

この装置は、取扱者の作業あるいはまた作動す
べきポンプや弁を必要としない完全受動装置であ
り、PH調節は、事故注水時に要求される場合にの
み行なわれ、偶発的な化学薬品の添加あるいは或
る種の要素に対する腐蝕性溶液のスプレイのよう
な懸念は排除される。最後に、本発明に従つて用
いられる要素、特にバスケツトもしくは容器は、
従来の装置で必要とされる要素と比較して保守要
件が厳しくない要素である。

本発明は、添付図面と関連し、単なる例として
以下に述べる好ましい実施例の記述から一層明瞭
になろう。

さて第１図に参照するに、この図には、冷却材
流入管路１２および冷却材流出管路１４が設けら
れている加圧水型原子炉１０が示してある。当該
技術分野において知られているように、原子炉１
０は相当量の熱を発生する炉心（図示せず）を格
納している。炉心によつて発生される熱は、流入
管路１２を介して原子炉１０内に流入し流出管路
１４を介して流出する冷却材流により炉心から運
ばれる。流出管路１４を介して流出する冷却材は
熱交換器（図示せず）に送られ、そこで冷却され
次いで流入管路１２を介して原子炉内にポンプ
（図示せず）により再循環される。なお、一対の
流入および流出管路１２および１４だけしか示さ
れていないが、典型的な原子炉は、それぞれ流入
および流出管路１２および１４を含む２つ、３つ
または４つの一次冷却材系を備え得るものである
と理解されたい。

さらに第１図に示してあるように、原子炉１０
はコンクリート壁１６により囲繞された別個の原
子炉キヤビテイ内に設置されており、そして原子
炉１０、壁１６ならびに原子炉プラントに要求さ
れる相当量の設備は格納構造１８内に配置されて
いる。先に述べたように、そしてまたこのような
原子炉を格納している原子力発電プラントにおい
て慣用のように、一次冷却系または二次冷却系
（図示せず）の何れかにおける原子炉冷却材の相
当な喪失を引き起す事故の発生時には、炉心の冷
却を可能にするために、格納構造１８は、その中
のアキユムレータ（図示せず）および格納構造外
部に設けられている水タンク（図示せず）からの
ホウ素含有水を注入される。格納構造を冷却する
ために該格納構造用のこの注入水を冷却すること
を可能にするべく、複数の水溜め２２（図面には
そのうち１つだけが示されている）が格納構造１
８の床２０に設けられており、そして各水溜め２
２には少なくとも１つの流出パイプ２４が設けら
れており、このパイプ２４は熱交換系（図示せ
ず）に達しており、該熱交換系では注入水が冷却
され、冷却された水は熱交換系から再び格納構造
１８に戻される。事故の性質に依存して、格納構
造に注入するのに用いられる水の再循環は、例え
ば３年間にも達するような相当な期間に渡つて行
なわれ得る。

先に述べたように、格納構造に注水するのに用
いられる液体は、それが接触する相当数のコンク
リート表面から塩化物を浸出するホウ素含有水の
弱酸性溶液であり、したがつて原子炉のステンレ
ス鋼製の要素やその接続部分を塩化物による応力
腐蝕および亀裂発生から保護するためには、注入
水のPHを、事故後48時間以内に8.5に等しいかま
たはそれより大きい値に調節しなければならな
い。本発明によれば、注入水のPHのこの所望の調
節は、水溜め２２内に適当な化学薬品もしくは物
質の結晶を収容しているバスケツトもしくは容器
を設けて、格納構造１８の注水に際し、化学薬品
が溶解して注入水と混合するようにすることによ
り自動的に且つ単純で受動的な仕方で達成され
る。このPH調節方法は第２図ないし第４図に図解
してある。

第２図ないし第４図に示すように、格納構造の
床２０に形成されている水溜め２２は、単一の流
出パイプ２４を有しており、このパイプ２４は、
水溜めの底部近傍で水溜め２２の側壁２５を貫通
している。なお、唯一の流出パイプ２４だけしか
示されていないが、多くの事例においては、水溜
めには２つのこのような流出パイプが設けられ
る。水溜め２２の図示の構造においては、上側の
開端に着脱自在に持上げられるカバー２６が設け
られており、支持側面２７には水が水溜め２２内
へと貫流することができるスクリーンもしくは格
子が設けられている。図示のように、流出パイプ
２４の入口端には、注入水と共に水溜め内に流入
し得る破片等が流出パイプ２４内に流入するのを
阻止するために、スクリーンの付いた囲壁２８を
設けるのが好ましい。さらに、スクリーン付き囲
壁２８に対する損傷を最小限度にするために、図
示のように、やはりステンレス鋼から形成するの
が好ましい囲壁２８の屋根に、中実の傾斜板もし
くはパネル３０が設けられている。水溜め２２内
には、ホウ素を含む注入水のPHを所望の値に高め
ることができる水溶性の薬品の結晶３４を収容し
ている少なくとも１つの穿孔ステンレス鋼バスケ
ツト３２が配置されている。このような化学薬品
としては、例えば、テトラホウ酸ナトリウムとす
ることができる。第４図に示すように、バスケツ
ト３２は、化学薬品結晶３４を溶解するために水
が最大流量でバスケツト３２を貫流するようにス
テンレス鋼スクリーンまたはメツシユ材料３５か
ら形成するのが好ましい。

化学薬品結晶３４と循環する注入水との混合を
促進するために、バスケツト３２は、流出パイプ
３４の入口近傍に配設すべきである。したがつ
て、水溜め２２の側壁２５を貫通する流出パイプ
２４の場合には、バスケツト３２は、図示のよう
に、流出パイプ２４に隣接して側方に配置された
側壁２５に取り付けるのが好ましい。さらに図面
に示してあるように、水溜め２２内には結晶３４
を収容している２つのバスケツト３２を設け、こ
れらバスケツトをパイプ２４の両側で側方に配置
するのが好ましい。さらにまた、図面に示すよう
に、バスケツト３２は、やはり穿孔されているか
またはワイヤスクリーン或いはメツシユから形成
するのを可とするバスケツト３２の底部３６が水
溜め２２の床３８の上方に所望の間隔もしくは所
与の間隔で位置し、それにより水溜め２２内に集
まる余分の水、即ち注水状態以外から生ずる水が
バスケツト３２に達して結晶３４を溶解するのを
阻止するように、側壁２５に取付けられる。さら
にまた、例えば、水溜め２２内に上記のような余
分な水が存在することの結果として水溜め２２内
の雰囲気からの結晶３４による水分の吸湿を阻止
するために、各バスケツト３２の外部は、第４図
に最も良く示されているように、例えば酸化ポリ
エチレンのような水溶性プラスチツク材料の保護
被覆４０で被覆されている。

保護被覆４０が設けられそして第２図ないし第
４図に示すようにして取付けられたバスケツト３
２においては、バスケツト内の結晶３４は正常運
転時に、囲壁２８ならびに或る程度保護被覆４０
による水の跳ね返しから保護される。しかしなが
ら、事故に続く注水状態の場合には、水が水溜め
２２内に集まり水位がバスケツト３２の高さに達
すると、水は被覆４０を溶解し次いでPH調整薬品
の結晶３４を溶解する。斯くして、薬品は水溜め
内の水に導入されて、流出パイプ２４を介し再循
環されつつある注入水とさらに混合され該注入水
のPHの調節を行う。なお、バスケツト３２の大き
さもしくは寸法は、既知量のホウ素を含む注水用
水のPHが所望のように増加するように、十分な量
のPH調節薬品の結晶３４を収容することができる
ように選ばねばならないことは言うまでもない。

上に述べた本発明の好ましい実施例は、本発明
の範囲から逸脱することなくいろいろな変更、交
換および適応が可能であるものと理解されたい。

【図面の簡単な説明】

第１図は、緊急用水溜めの一般的な配置を示す
原子炉格納構造の簡略断面図、第２図は本発明を
具現した格納構造の緊急用水溜めの頂面図、第３
図は第２図の方向Ａ−Ａにおける拡大横断面図、
第４図は第３図の方向Ｂ−Ｂにおける詳細断面図
である。 １０……原子炉、１２……流入管路、１４……
流出管路、１６……壁、１８……格納構造、２２
……水溜め、２４……流出パイプ、２５……側
壁、２６……カバー、２８……囲壁、３０……パ
ネル、３２……バスケツト（容器）、３４……化
学薬品結晶、４０……保護被覆。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 事故発生時に炉心を冷却するための再循環液
   を注水すべき原子炉格納構造であつて、水溜めが
   形成されているコンクリート床ならびに冷却およ
   び再循環のために前記水溜めから液体を取出すた
   めの少なくとも１つの水溜め出口を有している前
   記格納構造におけるPH値調節装置において、穿孔
   された少なくとも１つの金属容器を前記水溜め内
   に取付け、該容器に、前記格納構造に注水するの
   に用いられる液体中で溶解可能であり該液体に溶
   解された時に該液体のPHを増加する薬品を入れ、
   そして前記容器には前記液体で溶解可能な材料か
   らなる保護プラスチツク被覆を設けたことを特徴
   とする原子炉格納構造におけるPH値調節装置。