JPH0462360B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 発明の背景 本発明は、受動的な減圧装置に関し、特に原子
炉を冷却した運転停止状態、即ち冷態停止状態に
する過程において加圧水型原子炉の冷却材系を受
動的に減圧するための装置に関するものである。

典型的な加圧水型原子炉は、就中、核燃料と、
この核燃料により加熱される冷却材と、核反応の
監視と制御を行なう装置とを含む原子炉容器を含
んでいる。冷却材はしばしば水であり、他の冷却
材も使用可能であることが知られているが、以下
本文においては冷却材を「水」と呼ぶ。原子炉容
器内で加熱される水は、各々が原子炉容器から蒸
気発生器へ熱水を搬送する高温区域と水を原子炉
容器へ戻す定温区域とを含む１つ以上の原子炉の
冷却材ループを含む原子炉冷却材系によつて原子
炉容器から送出され核原子炉容器へ戻される。前
記蒸気発生器は、原子炉冷却材系からの熱を原子
炉冷却材系から隔離された供給源からの水へ伝達
する熱交換器であり、その結果得られる蒸気はタ
ービンヘ送られて電気を発生する。

原子炉の通常の運転中は、原子炉容器内および
原子炉冷却材系のループ内の水は、水の沸騰を防
止するための高い圧力に維持されている。この圧
力を調整するため加圧器が設けられている。原子
炉容器と原子炉冷却材系の全ループとは流体圧力
的に結合されているため、冷却材系全体の内部の
圧力の調整のためには唯一の加圧器を必要とする
に過ぎない。この加圧器は、均衡状態にある水お
よび蒸気で充填されかつ原子炉冷却材系のループ
の高温区域と流体圧力的に結合される容器を含ん
でいる。冷却材系内の圧力は、加圧器内のトラン
スジユーサによつて検出される。もしこの圧力が
低過ぎると、加圧器内に更に蒸気を発生しこれに
より圧力を高めるため加圧器内の浸漬型加熱要素
が付勢され、この上昇した圧力は原子炉容器およ
びこれに結合された原子炉冷却材系のループへ送
られる。一方、もし圧力が高過ぎるならば、加圧
器内部の蒸気の一部を凝縮させることにより冷却
材系の圧力を低下させるため、原子炉冷却材系の
ループの１つ（以上）の低温区域からの相対的に
低温の水が加圧器内に散布される。安全措置とし
て、冷却材系内の圧力が過度に大きくならないこ
とを保証するため加圧器を圧力逃しタンクに通気
する弁装置が設けられている。

原子炉内において使用される放射性物質のた
め、核分裂生成物を周囲の環境中に放散するおそ
れがある誤動作を避けるため特別な注意を払わね
ばならない。構成要素が誤動作を生じ地震の衝撃
の如き異常な事態が生じるおそれがあるため、正
常な運転の厳しい条件に耐えるように装置を設計
するだけでは不充分である。要約すれば、公共の
安全の観点から、原子炉はあらゆる条件下でも放
射性物質の有害量が周囲の環境中に放散されると
いう実質的な危険を回避するように設計されなけ
ればならない。無論、公共の安全とは、政府と原
子力産業の共同関心事である。

アメリカ合衆国内においては、政府は、如何な
る実際の事故条件においても専用の安全関連機器
を用いて加圧水型原子炉を36時間内に冷却した運
転停止状態にすることができるように設計される
べきことを定めている。このことは、停電または
他の故障が発生する事態においてさえ、ある不利
な条件下でも作動することが保証された非常に信
頼性の高い構成要素（正常な条件下での使用に適
するも種々の規格の下では認証されていない管理
水準の構成要素ではない）を用いて36時間以内に
水の温度と圧力を約93℃（200〓）および約2.76
×10⁷ダイン／cm²（400psi）ゲージより低い状態
に低下させることが可能でなければらならないこ
とを基本的に意味する。

核分裂反応が停止した後、冷却した運転停止状
態が２つの過程において得ることができる。以下
において更に詳細に論述する第１の階段は、原子
炉の冷却材系を約177℃（350〓）および約2.76ダ
イン／cm²（400psi）ゲージのような中間的なレベ
ルまで冷却減圧させることである。第２の階段は
この時点で開始され、残留熱除去系によつて行な
われる。典型的な残留熱除去系は２つの熱除去装
置を含み、その各々は熱交換器、弁装置および水
を前記弁装置および熱交換器内を１つの高温区域
から少なくとも２つの低温区域まで送るポンプを
含んでいる。無論、各々が少なくとも２つの低温
区域に対して結合された２つの熱除去装置を使用
することは冗長となるが、この冗長度は熱除去装
置の一方が故障した場合でさえ低温運転停止を可
能にする安全性を提供するものである。熱除去装
置における構成要素は、第１の階段の完了と同時
に達成される中間的な圧力と温度に耐えるように
充分に堅固である。

この低温の運転停止手順の第１の階段は、原子
炉の冷却材系における熱を減少させるため蒸気発
生器を使用することが典型的である。圧力を低下
させるためには、蒸気を加圧器から圧力逃しタン
クへ通気させるのが一般的である。圧力逃しタン
グに対するこの蒸気の通気はいくつかの短所を有
する。第一に、蒸気から凝縮した水は後で除染さ
れなければならない。これはコストがかかり、更
に原子炉の運転が再開できる次期を遅らせるおそ
れがある。更に、蒸気はモータで操作される弁を
開閉することにより数段階で通気させることが望
ましい。例え給電が得られる場合を想定しても、
弁の操作毎に機械的な故障の可能性は増大する。

発明の概要 従つて、本発明の一目的は、これまで使用され
てきた装置よりも安全性が大きくまた更に効率が
よい減圧装置の提供にある。

本発明の別の目的は、蒸気を汚染された水から
圧力逃しタンクに対して送らない減圧装置の提供
にある。

本発明の他の目的は、加圧器において蒸気を更
に凝縮させるため冷却噴霧を行なうため、加圧器
から蒸気を除去して加圧器の外部で蒸気を凝縮さ
せる減圧装置の提供にある。

上記および他の目的は、加圧器に対し結合され
た流入ポートと、加圧器内の噴霧ノズルに対し結
合された流出ポートと、加圧器の上方に配置され
前記流入ポートと流出ポート間に結合された蒸気
凝縮器（凝縮装置）とを備えた受動的な減圧装置
を提供することによつて達成される。余分の弁
は、前記凝縮器と入出ポートの各々との間に結合
されている。運転中、流入ポートに対して結合さ
れた弁は凝縮器に対して蒸気を供給するため全開
されるが、流出ポートに対し結合された弁は熱衝
撃を避けるために加圧器内のノズルに対する流量
を調整するため緩やかに開弁される。例えば、前
記凝縮器は、周囲の空気で蒸気を冷却することを
可能にする通気要素を備えたコイルまたは容器で
よい。必要に応じて、この通気要素を介してフア
ンが空気を吹込み、更にこのフアンにより吹込ま
れた空気をコイルを冷却するように吹出させるこ
ともできる。

好適な実施例の説明 最初に第１図によれば、加圧水型原子炉１０
は、ループ１４，１６，１８を含む原子炉冷却材
系と液体連通状態にある原子炉容器１２を含んで
いる。ループ１４，１６，１８の各々は、水を原
子炉容器１２から蒸気発生器２０に対して送る高
温区域と、水を原子炉の冷却材ポンプ２２を介し
て原子炉容器１２へ戻す低温区域とを含んでい
る。例えば、ループ１４においては、前記高温区
域は管路２４によつて構成されるが、低温区域は
ポンプ２２と管路２６，２８を含んでいる。蒸気
発生器２０は、実質的に、原子炉冷却材系からポ
ート２８を介して進入しかつ後でタービン（図示
せず）に対して送られる蒸気としてポート３０を
経て出て行く水に対して熱を伝達する略図的にル
ープ２６ａとして示された配管装置を備えた熱交
換器である。同様に、ループ１６の高温区域は管
路３２と３４を含み、ループ１６の低温区域はポ
ンプ２２と管路３６，３８，４０を含んでいる。
ループ１８の高温区域は管路４２，４４を含み、
低温区域はポンプ２２と管路４６，４８，５０を
含んでいる。

引続き第１図によれば、圧力制御系５２が１つ
のループ（ここではループ１８）の高温区域に対
し結合され、また冗長性を与えるため２つのルー
プ（ここではループ１８と１６）の低温区域に対
して結合されている。ループ１８の高温区域との
結合は管路５４により行なわれ、ループ１８の低
温区域に対する結合は電動弁５６を経て管路５
８，６０，６２，６８によつて行なわれる。ルー
プ１６の低温区域に対する結合は、電動弁７０を
経て管路５８，６０，７２，７３によつて行なわ
れる。

更に第１図によれば、圧力制御系５２は、圧力
逃しタンク７４と、飽和水で充填された底部部分
７８および飽和蒸気で充填された頂部部分８０を
有する加圧器７６とを含んでいる。浸漬ヒータ８
２が底部部分７８に設けられるが、噴霧ノズル８
４は頂部部分８０に取付けられている。頂部部分
８０は、管路８６、管路８８、管路９０、電動弁
９２、管路９４および管路９６を介して圧力逃し
タンク７４と連通している。弁９２が故障した場
合における冗長性を提供するため、電動弁９８が
管路８８とタンク７４間に管路１００，１０２，
１０４，１０６，１０８および９６によつて結合
されている。加圧器７６内に取付けられたトラン
スジユーサ（図示せず）は、加圧器７６内の圧力
が１５０気圧（約1.5×10⁸ダイン／cm²）の如き予
め定めた最大値を越える時弁９２，９８を開口す
る信号を生じ、これにより蒸気をタンク７４に放
出する。弁９２，９８を作動させるための電力が
得られない場合の事前の用心として、管路１１０
が管路１１２，１１４およびばね作動弁１１６を
介して頂部部分８０を管路１０４に対して接続す
る。弁１１６は、弁９２，９８が開弁する圧力よ
りも僅かに高い圧力において開弁するように設定
されている。冗長性を与えるため、ばね作動弁１
１８，１２０が弁１１６と並列に接続されてい
る。

ここで、圧力制御系５２の作用について検討す
ることが望ましい。加圧器７６の内部はループ１
８の高温区域と流体圧力的に連通しており、また
このため管路５４を介して原子炉冷却材系とも連
通している。ループ１８内の圧力が蒸気発生器２
０のポート３０に対して係合されたタービン（図
示せず）に対するある異常に大きな電気的負荷の
如きある理由のため低下するものとしよう。加圧
器７６内のトランスジユーサ（図示せず）はこの
圧力の低下を検出してヒータ８２に対して電流が
加えられ、これにより底部部分７８における水の
一部を蒸気に変換して加圧器７６内の圧力を上昇
させる。加圧器７６はループ１８と流体圧力的に
連通しているため、加圧器７６内のこの圧力は原
子炉冷却材系全体の圧力を上昇させることにな
る。一方、もしこの圧力が大きくなり過ぎるなら
ば、相対的に低温の水をノズル８４へ供給するた
め弁５６、７０が開弁される。ノズル８４により
噴霧される水が頂部部分８０における蒸気を凝縮
させる。加圧器７６内で遭遇する圧力および温度
の下では１ｇの蒸気の体積は１ｇの水の体積より
も大きいため、この凝縮の結果は加圧器７６内の
圧力の低下となる。この圧力の低下は、管路５４
によつて原子炉冷却材系に対して伝達される。通
常、ヒータ８２およびノズル８４からの冷却噴霧
は、原子炉冷却材系内の圧力の適切な調整のため
には充分である。即ち、正常な運転中は、蒸気は
圧力逃しタンク７４に対しては送られない。しか
し、高圧の過渡状態においては、弁９２，９８が
開弁されて圧力が危険な状態になる前にこれを逃
すのである。

低温の運転停止においては、容器１２内の核反
応が終了させられ、原子炉冷却材系内の水の温度
および圧力が第１の階段において低下し、次いで
第２の階段において残留熱が除去される。第１図
の実施例においては、この階段の第１段階が温度
および圧力を第２段階に対する初期条件である約
177℃（350〓）および約2.76×10⁷ダイン／cm²
（400psi）ゲージにさせる。

低温の運転停止段階の第１の段階において、ポ
ンプ２２が水を蒸気発生器２０内に強制的に送
り、このため熱を水から取出すことにより水の温
度を低下させる。圧力は本発明の受動型の減圧系
乃至は減圧装置１２２によつて低下させられる。

引続いて第１図を参照すると、受動的な減圧装
置１２２は、管路８６を介して加圧器７６の頂部
部分８０と連通する管路１２４によつて提供され
る流入ポートと、管路５８を介して噴霧ノズル８
４と連通する管路１２６によつて提供される流出
ポートとを有する。管路１２４は蒸気をそれぞれ
管路１３２および１３４を経て電磁弁１２８およ
び１３０（第１の弁）に対して送る。その後、蒸
気は管路１３６，１３８，１４０を介して第１図
の実施例においてはコイル状の配管１４２により
提供される蒸気凝縮装置の流入端部に対して供給
される。この蒸気凝縮装置は、蒸気から熱を除去
し、これにより蒸気を水に凝縮させ、この水は配
管１４２の流出端部から管路１４４に至り、ここ
から管路１４６，１４８、電動弁１５０，１５２
（第２の弁）および管路１５４，１５６を経て管
路１２６に至る。

低温の運転停止段階の第１の段階において原子
炉冷却材系内の圧力を低下させるために、弁１２
８，１３０を全開させるようにそのソレノイドが
遠隔地点から付勢される。弁の一方が作動の故障
を生じる小さな可能性から防護する安全上の予防
措置として１つのみではなく２つの弁を使用す
る。弁１２８，１３０の開弁は加圧器７６からの
蒸気がコイル状の配管１４２に入ることを許容
し、この配管内で凝縮して水を形成する。弁１５
０，１５２は、この凝縮した水が噴霧ノズル８４
に流入することを許容し、ここで冷却噴霧を行な
つて加圧器７６の頂部部分８０内で水を凝縮させ
る。弁１５０，１５２を操作するモータは、これ
らの弁が徐々に開弁することによりノズル８４に
対する熱衝撃を避けるため最初に水滴を生じ、次
いでノズル８４に対して多量の水を提供するよう
に制御される。低温の運転停止の最初の段階の開
始時に弁１２８，１３０，１５０および１５２が
開弁された後、これらの弁は前記の第１の段階が
終るまで開弁状態を維持する。ノズル８４に対し
て供給される急冷却噴霧を生じるコイル状の配管
１４２内の蒸気の凝縮は加圧器７６内の圧力を有
効に低下させ、この低下した圧力が管路５４を経
て原子炉冷却材系に対して伝達されること、従つ
て蒸気発生器２０が水の温度を低下させるため容
器１２、ループ１４，１６，１８内の圧力が低下
させられることが明らかであろう。

蒸気発生器２０による熱の除去速度は、原子炉
冷却材系内の水の温度が約177℃（350〓）に達し
た後は比較的遅くなる。この温度において、また
受動的減圧装置１２２が圧力を約2.76×10⁷ダイ
ン／cm²（400psi）ゲージまで低下させた後で、低
温の運転停止段階の第２の段階が開始する。この
第２の段階が開始した時低下した圧力と温度の故
に、最終的な冷却を行なうためのこの第２の段階
の装置は、例えば原子炉１０の運転中蒸気発生器
２０が耐えなければならない圧力と温度に耐える
ように設計する必要はない。

第１図を引続き参照すると、低温の運転停止段
階の第２の段階を遂行するための装置は、図面の
不必要な煩雑さを避けるため第１図においてはそ
の１つしか示さない２つの熱除去ユニツト乃至は
装置を含む残留熱除去系１５７である。熱除去装
置１５８は、ループ（ここではループ１６）の一
方の高温区域に対して結合された管路１６０によ
り提供される流入ポートと、冗長性により与えら
れる安全性のため少なくとも２つのループの低温
区域と結合された管路１６２により提供される流
出ポートとを有する。第１図の実施例において
は、管路１６２は管路１６４によつてループ１６
の低温区域に対し、また管路１６６によつてルー
プ１８の低温区域に対して結合されている。管路
１６０は、電動弁１６８と、管路１７０と、電動
弁１７２と、管路１７４を介してポンプ１７６に
対して熱水を供給する。原子炉冷却材系内の水か
ら熱を取出す熱交換器１７８は、管路１８０によ
つてポンプ１７６に対し、また管路１８２と電動
弁１８４および管路１８６と電動弁１８７によつ
て管路１６２に対して結合されている。弁１６
８，１７２，１８４および１８７が低温の運転停
止段階の第２の段階の開始と同時に開弁された
後、低温の運転停止状態が得られるまでポンプ１
７６は熱交換器１７８を通るよう水を強制的に送
る。冗長性のため残りの熱除去系（図示せず）が
設けられ、また装置１５８のようにあるループの
高温区域と２つのループの低温区域との間に結合
されている。

次に第２図乃至第４図においては、コイル状の
配管１４２の代りに使用することができる蒸気の
凝縮装置について説明する。凝縮器（凝縮装置）
１８８は、外側ハウジング１９０内で蒸気から熱
を除去する空気の流れを収容するため貫通して延
長する空気通路１９２を有する外側ハウジング１
９０を含んでいる。外側ハウジング１９０は、長
いスロツト１９６を有する頂部のパネル１９４
と、長いスロツト２００を有する同様な底部パネ
ル１９８とを有する。

ハウジング１９０はまた、これを貫通して管路
１４０，１４４がそれぞれ突出する側壁面２０
２，２０４と、端壁面２０６，２０８を有する。

第２図乃至第４図を引続き参照すると、凝縮器
１８８はまたは、その各々が開口頂端部２１２
と、開口底部２１４と、壁面２１６，２１８，２
２０よび２２２を有している。通気要素２１０の
頂端部２１２はスロツト１９６においてハウジン
グ１９０の頂部パネル１９４に対して溶接され、
要素１１０の底端部１１４はスロツト２００にお
いて底部パネル１９８に対して溶接されている。
通気要素１１０が結合されたハウジング１９０が
蒸気に対する開鎖容器を提供し、通気要素２１０
がこの容器との通気孔１９２を提供することが明
らかであろう。

次に第２図においては、蒸気を凝縮するためフ
アン２２５が空気を凝縮器１８８を流れるように
強制する。

第２図乃至第４図の実施例においては、凝縮器
１８８は１時間当り約9.58×10⁷カロリー（3.8×
10⁵BTU）の熱除去容量を提供するような寸法を
呈し、毎時間約4.25m²（150立方フイート）の飽
和蒸気を凝縮させることができる。凝縮器１８８
を内部に含む加圧材系１２２は、一般に、2785メ
ガワツトの熱容量を有する原子炉１０の原子炉冷
却材系における圧力を約１時間に約2.76×10⁷ダ
イン／cm²（400psi）ゲージまで低下させることが
できる。

上記の論議において、本発明の受動型減圧装置
は圧力逃しタンクに対して汚染した蒸気を放出す
ることなく低温の運転停止段階における減圧を安
全に実施できることが明らかであろう。この減圧
装置は、加圧器に対して結合され飽和蒸気を凝縮
器に対して供給し、次いで流出ポートを経て加圧
器内の噴霧ノズルに供給する流入ポートを有す
る。前記凝縮装置は、ハウジングに対して溶着さ
れた通気要素によつて提供される貫通する空気通
路を備えた外側ハウジングを有する凝縮装置であ
ることが望ましい。

本発明の以上の記述は多くの変更、修正および
応用が可能であり、また特許請求の範囲内に包含
されるべきことが理解されよう。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の受動型圧力逃し装置が結合さ
れた加圧水型原子炉を示す概略図、第２図は本発
明の受動型減圧装置と共に使用することができる
凝縮器を示し、かつ冷却コイルおよび前記凝縮器
を通るように空気を吹込むフアンを示す斜視図、
第３図は第２図の凝縮器を示す平面図、および第
４図は第３図の線４−４に関する断面図である。 １０……加圧水型原子炉、１４，１６，１８…
…冷却材系ループ、７６……加圧器、８０……加
圧器の頂部部分、８４……加圧器の底部部分、１
２２……受動型減圧装置、１２４……流入ポー
ト、１２６……流出ポート、１２８，１３０……
第１の弁（電磁弁）、１３２，１３４，１３６，
１３８，１４０……第１の装置を構成する管路、
１４４，１４６，１４８，１５４，１５６……第
２の装置を構成する管路、１４２……凝縮装置
（コイル状の配管）、１５０，１５２……第２の弁
（電動弁）、１８８……凝縮装置（凝縮器）。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 少なくとも１つの原子炉冷却材系のループ
   と、少なくとも１つの該ループに対して流体圧力
   的に結合された加圧器とを備え、該加圧器が蒸気
   を収容する頂部部分と該頂部部分にある噴霧器ノ
   ズルとを有する加圧水型原子炉の冷態運転停止の
   間使用するための受動型減圧装置であつて、 凝縮装置と、 前記加圧器の頂部部分から蒸気を受け取るため
   の流入ポートと、 冷態運転停止の間を除いて閉路される少なくと
   も１つの第１の弁を有すると共に、前記流入ポー
   トから前記凝縮装置に対して蒸気を供給する第１
   の装置と、 冷態運転停止の間を除いて閉路される少なくと
   も１つの第２の弁を有すると共に、前記凝縮装置
   により凝縮された液体を受け取るための第２の装
   置と、 前記加圧器の頂部部分において蒸気を凝縮する
   冷却噴霧を行うべく、前記加圧器内の噴霧ノズル
   に対して凝縮した液体を戻すため前記第２の装置
   に対して結合された流出ポートと、 を備える受動型減圧装置。