JPH0462039B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 （発明の技術分野） 本発明は沸騰水型原子力発電所において、冷却
材喪失事故時および全交流電源喪失時のいずれに
おいても使用可能な原子炉用蒸気タービン駆動注
水装置に関する。

（発明の技術的背景と問題点） 沸騰水型原子力発電所においては、これまでの
原子力発電設備の故障事例に鑑み、冷却材喪失事
故時および全交流電源喪失時における炉水位維持
能力の重要性が、最近、大きく注目されてきてい
る。

これらの事象に対処するための設備としては、
原子炉蒸気を直接の動力源とする蒸気タービン駆
動の高圧注水系と原子炉隔離時冷却系とがあり、
前者は冷却材喪失事故時に、また後者は全交流電
源喪失時にそれぞれ独立して作動する設計とされ
ている。

これらの蒸気タービン駆動による補給水系は、
原子炉内の核反応によつて発生する蒸気を直接の
駆動源としており、冷却材喪失事故や全交流電源
喪失事象が発生した場合にも、交流電源を一切使
用せずにポンプを駆動し、原子炉内へ冷却水を補
給する。従つて、別に設置された電動駆動の補給
水系とあいまつて、駆動源の多様性増強に貢献し
ており、原子力発電プラントの異常事象における
炉水補給能力の信頼性を向上させている。

しかしながら、上述の補給水系は、炉蒸気を直
接の駆動源としているため、これらの補給水系が
作動した場合には、タービン軸封部やタービン止
め弁あるいはタービン加減弁から炉蒸気が漏洩す
るおそれがある。これを放置すると、炉蒸気に含
まれる放射能によつて作業員が被曝する危険があ
るので、このような事態を避けるため、上述の補
給水系には、各系統に含まれる弁やタービン軸封
部からの漏洩蒸気を処理する漏洩蒸気処理装置が
それぞれ設置されている。

次に、第２図および第３図を参照して原子炉隔
離時冷却系および高圧注水系の漏洩蒸気処理装置
を説明する。

第２図は原子炉隔離時冷却系の漏洩蒸気処理装
置を例示するもので、炉内蒸気はタービン止め弁
１およびタービン加減弁２を通して蒸気タービン
３に導かれ、ここで仕事をした後、圧力抑制プー
ル４内のプール水中に導入される。蒸気タービン
３によつて駆動されるポンプ５は原子炉隔離時冷
却水を炉内へ送り込む。

原子炉隔離時冷却系の漏洩蒸気処理装置はター
ビン止め弁１、タービン加減弁２および蒸気ター
ビン３のタービン軸封部の漏洩蒸気を案内する配
管６，７，８と、漏洩蒸気凝縮用のバロメトリツ
ク・コンデンサー９と、このバロメトリツク・コ
ンデンサーに連結した真空タンク１０と、この真
空タンク１０内の真空度を維持する真空ポンプ１
１とこの真空ポンプの排気を圧力制御プール４内
のプール水中に導く配管１２と、この配管中に介
挿した逆止弁１３および隔離弁１４とから構成さ
れている。

上述のように構成した原子炉隔離時冷却系にお
いて、蒸気タービン３以外のタービン止め弁１、
タービン加減弁２、真空ポンプ１１等の動的機器
は全て直流電源（バツテリー）を駆動源としてい
る。

このプラントにおいて、全交流電源喪失事象が
発生すると、交流電源を駆動源とする補給水系は
全て機能を停止するため、炉内水位は低下する。
これによつて水位低の信号が発生せられると、タ
ービン止め弁１およびタービン加減弁２が自動的
に開弁し、炉蒸気は蒸気タービン３内に導入され
てこれを駆動する。この蒸気タービンによつてポ
ンプ５が起動し原子炉内に冷却水を補給する。

それと同時に真空ポンプ１１も自動起動し、タ
ービン止め弁１、タービン加減弁２、蒸気タービ
ン３の軸封部等から漏洩した炉蒸気を強制的にバ
ロメトリツク・コンデンサー９内に吸収し、また
このコンデンサーから真空タンク１０に移行した
ガスを配管１２、逆止弁１３、隔離弁１４を通し
て、圧力抑制プール４の液相部分に強制排出す
る。

このように、従来の原子隔離時冷却系において
は、全交流電源喪失時に弁やタービン軸封部から
漏洩した炉蒸気を圧力制御プール４の液相部分に
排出することによつて、系外への漏洩がほぼ皆無
となるよう設計されている。

しかしながら、上述の原子力プラントにおいて
冷却材喪失事故が発生した場合には、全交流電源
喪失事故の場合とは様相が一変する。

即ち、冷却材喪失事故時には原子炉内の高エネ
ルギー流体がベント管を通して圧力抑制プール４
内に流入するため、それに随伴されて原子炉格納
容器内から排出された非凝縮性ガスが圧力抑制プ
ール４内の気相部に移行し、圧力抑制プール４内
の圧力は急激に上昇する。

この圧力上昇により、真空ポンプ１１の排気圧
力が上昇し、その排気効率が減少するため、バロ
メトリツク・コンデンサー９および真空タンク１
０内の真空度が低下し、漏洩蒸気の凝縮効果が低
下する。

その結果、冷却材喪失事故時に原子炉隔離時冷
却系の運転を継続すると、漏洩蒸気処理装置は機
能することができず、炉蒸気が系外へ漏洩する。
特に、事故時の炉蒸気には、通常運転時に絞べて
極端に高濃度の放射能が含まれているおそれがあ
るため、冷却材喪失事故時に原子炉隔離時冷却系
を作動させることは実際上不可能である。

一方、高圧注水系は第３図に示すように、ター
ビン止め弁２０、タービン加減弁２１を通して導
入される炉蒸気によつて回転する蒸気タービン２
２と、この排気を導入する圧力抑制プール２３
と、蒸気タービン２２によつて駆動され炉内に高
圧水を送り込むポンプ２４とから成り、また、漏
洩蒸気処理装置は、タービン止め弁２０、タービ
ン加減弁２１および蒸気タービン２２の軸封部の
漏洩蒸気をバロメトリツク・コンデンサー２５へ
案内する配管２６，２７，２８と、バロメトリツ
ク・コンデンサー２５に連設した真空タンク２９
と、この真空タンク内を真空排気する真空ポンプ
３０とを備えており、真空ポンプ３０の排気ガス
は配管３１およびこれに介挿したグローブ弁３２
を通して非常用ガス処理系へ導かれ処理される。

このように、高圧注水系と原子炉隔離時冷却系
は、類似の系統構成ではあるが、高圧注水系の容
量は、一般的に原子炉隔離時冷却系の数倍程度の
大きさとされており、また、真空ポンプ３０の排
気が非常用ガス処理系に導入されるよう構成され
ている点で相違している。

この非常用ガス処理系は冷却材喪失事故時に原
子炉建屋内に漏洩した放射能を高性能チヤコール
フイルターにより、高効率で除去しつつ、排ガス
を交流電源によつて駆動されるフアンにより排気
筒に導き、大気中に高所放出する。

このように、高圧注入系は、冷却材喪失事故時
に、真空ポンプ３０から放出される排ガスを非常
用ガス処理系によつて除染処理し、系統から漏洩
する炉蒸気に含まれる放射能による被曝の危険を
抑制する。

しかしながら、高圧注水系は上述のように、非
常用ガス処理系が交流電源を駆動源としているた
め、全交流電源喪失時には作動不能となり、真空
ポンプ３０からの排ガスを放出できなくなるとい
う欠点がある。

〔発明の目的〕

本発明は従来技術における上述の如き欠点を除
去すべくなされたもので、冷却材喪失事故および
全交流電源喪失事象のいずれの場合においても動
作可能な原子炉用蒸気タービン駆動注水装置を提
供することを目的とするものである。

〔発明の概要〕

上記目的を達成するため、本発明の原子炉用蒸
気タービン駆動注水装置は原子炉隔離冷却系およ
び高圧注水系の補給水ポンプを駆動する蒸気ター
ビンのタービン軸封部およびその配管系に介挿し
た弁からの漏洩蒸気を凝縮させるバロメトリツ
ク・コンデンサーと、このバロメトリツク・コン
デンサーに連なる真空タンクと、この真空タンク
内を真空排気する真空ポンプと、この真空ポンプ
の吐出側と圧力抑制プールとを結ぶ配管に介挿し
た逆止弁と、この逆止弁の上流から分岐し、非常
用ガス処理系に至る配管に介挿され、冷却材喪失
事故時に開弁する電動弁とを備えたことを特徴と
するものである。

（発明の実施例） 以下、第１図を参照して本発明の実施例を説明
する。なお、第１図においては、前述の第３図と
同一部分には同一符号を付してある。

第１図において、原子炉隔離時冷却系と高圧注
水系は同一構成とされており、それぞれタービン
止め弁２０、タービン加減弁２１、蒸気タービン
２２、ポンプ２４、バロメトリツク・コンデンサ
ー２５、真空タンク２９および真空ポンプ３０を
備えている。

真空ポンプ３０の吐出側配管４０には逆止弁４
１と隔離弁４２が介挿されており、その先端は圧
力抑制プール２３の液相中に浸漬されている。ま
た、真空ポンプ３０と逆止弁４１の間において配
管４０に分岐接続された配管４３には、交流電源
によつて駆動される電動弁４４が介挿されてお
り、その先端は第３図につき説明したと同様の構
成の非常用ガス処理系に接続されている。

圧力抑制プール２３には、その気相部分の圧力
を検出する圧力スイツチ４５が設置されており、
この圧力スイツチ４５は検出圧力が予め設定され
た設定値以上に上昇すると、電動弁４４に向けて
信号を送出しこれを開弁させる。

上述のように構成した本発明の原子炉隔離時冷
却系および高圧注水系において、原子炉の通常運
転時には電動弁４４は閉弁しており、継続的に運
転される真空ポンプ３０の吐出側は配管４０、逆
止弁４１、隔離弁４２を通して圧力抑制プール２
３の液相中に排気されている。

ここで、冷却材喪失事故が発生し、圧力抑制プ
ール２３の内圧が設定値以上に上昇すると、圧力
スイツチ４５からの信号により電動弁４４が開弁
し、真空ポンプ３０の吐出側は配管４３を通して
非常用ガス処理系に接続される。この場合、圧力
抑制プール２３の内圧よりも非常用ガス処理系側
の内圧が低いため、逆止弁４１は自動的に閉状態
となり、真空ポンプ３０の排気は非常用ガス処理
系に導入され、第３図につき説明したと同様の処
理をされた後、大気中に放出される。

一方、全交流電源喪失事象が発生した場合に
は、圧力抑制プール２３内に顕著な圧力上昇はな
く、圧力スイツチ４５は作動しないので、電動弁
４４は閉状態を維持する。また、この場合には、
冷却材喪失事故信号は出力されないので、電動弁
４４は閉状態を保ち、真空ポンプ３０からの排気
は圧力抑制プール２３に導入される。

このように本発明においては、真空ポンプ３０
の排気先は、冷却材喪失事故時には圧力抑制プー
ル２３から非常用ガス処理系に変更され、全交流
電源喪失事象時を含むその他の場合には圧力抑制
プール２３に接続されるので、原子炉隔離時冷却
系および高圧注水系を冷却材喪失事故および全交
流電源喪失事象の両方に対して作動させることが
可能となる。なお、以上の説明では、真空ポンプ
３０の排気先変更を圧力スイツチ４５によつて行
なう例につき説明した。これは圧力抑制プール２
３内の顕著な圧力上昇は冷却材喪失事故によつて
のみ起ることに着目したからである。従つて電動
弁４４の開信号を、圧力スイツチ４５からの信号
に替え、冷却材喪失事故発生信号に置換しても同
様の効果が期待でき、また、真空ポンプ３０の排
圧高信号を排気先変更信号として利用することも
可能である。

〔発明の効果〕

上述の如く、本発明によれば原子炉隔離時冷却
系および高圧注水系を冷却材喪失事故および全交
流電源喪失事象の両方に対処させることができる
ので原子炉隔離時冷却系および高圧注水系の各系
統では、一方の系統が本来対処すべき事象に対し
て、他方の系統がこれをバツクアツプする構成と
なつており、冷却材喪失事故および全交流電源喪
失事象に対するプラントの信頼性は大幅に向上す
る。

また、タービン駆動の補給水系として原子炉隔
離時冷却系しか設備されていないプラントにおい
ても、本系統を給水喪失事象や全交流電源喪失事
象時のみでなく、冷却材喪失事故の際にも使用す
ることができるよになるので、その安全性は著し
く向上する。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の原子炉用蒸気タービン駆動注
水装置の実施例を示す系統概略図、第２図は従来
の原子炉隔離時冷却系の系統概略図、第３図は従
来の高圧注水系の系統概略図である。 ２０…タービン止め弁、２１…タービン加減
弁、２２…タービン、２３…圧力抑制プール、２
４…蒸気タービン駆動ポンプ、２５…バロメトリ
ツク・コンデンサー、２９…真空タンク、３０…
真空ポンプ、４１…逆止弁、４２…隔離弁、４４
…電動弁、４５…圧力スイツチ。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 原子炉隔離時冷却系および高圧注水系の補給
   水ポンプを駆動する蒸気タービンのタービン軸封
   部およびその配管系に介挿した弁からの漏洩蒸気
   を凝縮させるバロメトリツク・コンデンサーと、
   このバロメトリツク・コンデンサーに連なる真空
   タンクと、この真空タンク内を真空排気する真空
   ポンプと、この真空ポンプの吐出側と圧力抑制プ
   ールとを結ぶ配管に介挿した逆止弁と、この逆止
   弁の上流から分岐し、非常用ガス処理系に至る配
   管に介挿され、冷却材喪失事故時に開弁する電動
   弁とを備えたことを特徴とする原子炉用蒸気ター
   ビン駆動注水装置。 ２ 電動弁が圧力制御プール内の圧力を検出する
   圧力スイツチからの信号によつて作動するよう構
   成されていることを特徴とする特許請求の範囲第
   １項記載の原子炉用蒸気タービン駆動注水装置。 ３ 電動弁が冷却材喪失事故発生信号によつて作
   動するよう構成されていることを特徴とする特許
   請求の範囲第１項記載の原子炉用蒸気タービン駆
   動注水装置。 ４ 電動弁が、真空ポンプの排圧高信号によつて
   作動するよう構成されていることを特徴とする特
   許請求の範囲第１項記載の原子炉用蒸気タービン
   駆動注水装置。