JPH0498198A - 原子力プラントの炉心冷却設備 - 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】 〔発明の目的〕 （産業上の利用分野） 本発明は沸騰水型原子力発電プラントにおける原子炉格
納容器内での配管破断時の炉心冷却、原子炉格納容器の
冷却および原子炉隔離時における炉心冷却を行うための
原子カプラントの炉心冷却設備に関する。

（従来の技術） 従来の沸騰水型原子カプラントの炉心冷却設備について
第３図を参照しながら説明する。

原子炉圧力容器１内には炉心２が配設されており、原子
炉圧力容器１は原子炉格納容器３で全体が覆われている
。

原子炉格納容器３内には水源プール４から吸込み配管５
５を介して給水される圧力抑制プール７が設けられてい
る。圧力抑制プール７には格納容器ベント管８が挿入さ
れている。圧力抑制プール７からは残留熱除去系吸込み
配管５２を通り、ポンプ５７および熱交換器５８を通っ
て注入配管５に流入し、この注入配管５から給水管６５
を通して原子炉圧力容器１に給水される配管系統が設け
られている。

注入配管５から分岐して原子炉格納容器３内にスプレィ
するスプレィ配管５９が接続されている。圧力抑制プー
ル７からは原子炉隔離冷却系圧力抑制プール吸込み配管
５３が導出され、この吸込配管５３は水源プール吸込配
管５４とともにタービン６４で駆動される原子炉隔離時
冷却系ポンプ６３の吸込側に接続されている。冷却系ポ
ンプ６３の吐出側は給水配管６５に接続されている。原
子炉圧力容器１からは主蒸気管１１が濡出され、この主
蒸気管１１には主蒸気隔離弁１１ａおよびｌｌｂが接続
されている。原子炉圧力容器１と主蒸気隔離弁１．１ａ
との間の主蒸気管１１から分岐され減圧弁２１および逆
止弁６ａが接続され、逆止弁６ａの出口側は圧力抑制プ
ール７に接続されている。

しかして、第３図に示した構成において、原子炉格納容
器３内で配管破断が生じた場合には、特定の水位で主蒸
気隔離弁１１ａ、　ｌｌｂを閉じて原子炉格納容器３を
隔離する。その後、水位の減少により原子炉圧力容器１
からの主蒸気を原子炉隔離時冷却系タービン６４に導き
、原子炉隔離時冷却系ポンプ６３を起動し、水源プール
４からの冷却水を原子炉隔離時冷却系注入配管５１及び
給水管６５を経て原子炉圧力容器１に注入する。さらに
、水位が減少すると、高圧炉心注水系ポンプ５６が起動
し、水源プール４の冷却水を原子炉圧力容器１に注入す
る。さらに水位が低下した場合には、低圧系である残留
熱除去系ポンプ５７が起動する。この場合、原子炉圧力
容器１への注入を可能とするために、減圧弁２１により
原子炉圧力容器１の減圧を行う。

また、これらの過程で圧力抑制プール７の水位がある設
定点より上昇した場合には、原子炉隔離時冷却系ポンプ
６３と高圧炉心注水系ポンプ５７の水源を水源プール４
から圧力抑制プール７に変更する。

また、長期の原子炉格納容器３の冷却については原子炉
格納容器スプレィ配管５９を持つ残留熱除去系の残留熱
除去系熱交換器５９に補機冷却水系（図示せず）の冷却
水を通水し、冷却を行い、原子炉格納容器３内にスプレ
ィすることにより冷却を行う。原子炉格納容器３内にス
プレィされたスプレィ水は原子炉格納容器ベント管８を
通して圧力抑制プール７しこ回収される。

また、異常な過渡変化が生し、主蒸気隔離弁１１ａ、　
ｌｌｂが閉し、原子炉が隔離された原子炉隔離時には、
減圧弁２１を自動開閉しなから過圧防護するとともに原
子炉１からの主蒸気を原子炉隔離弁冷却系タービン６４
に導き、原子炉隔離時冷却系ポンプ６３を起動し、水源
プール４の冷却水を原子炉圧力容器１に供給して水位の
維持を行う。

（発明が解決しようとする課題） 現在、原子力発電所においてはポンプ等の動力的機器を
削減し、単純な構造でかつ信頼性のより向上した機器が
要望されている。このため上述した原子炉の安全設備に
おいては十分な冷却機能を発揮し、ポンプ等の動的機器
を削減し、単純な構造でかつ共通要因故障の少ない信頼
性のより向上した原子炉が要求される課題がある。

本発明は上記課題を解決するためになされたもので、異
常な過渡時に十分な冷却機能を発揮し、動的機器の削減
が図れ、共通要因故障の低減を図ることができる原子カ
プラントの炉心冷却設備を提供することにある。

〔発明の構成〕

（課題を解決するための手段） 本発明は炉心を内蔵する原子炉圧力容器１に接続され減
圧弁を介して原子炉格納容器内のドライウェルに開口す
る複数の減圧配管と、原子炉格納容器内の上部に設けら
れた水源プールと、この水源プールから注入弁および逆
止弁を介して原子炉圧力容器に接続された冷却水注入配
管５と、炉心より高い位置に水面を有する圧力抑制プー
ルと、この圧力抑制プール内で炉心より高い位置に開口
部を有する格納容器ベント管と、圧力抑制プールから均
圧弁と逆止弁を介して原子炉圧力容器に接続する均圧配
管を有し、非常時の炉心冷却を行うことができるように
したことを特徴とする。

また、本発明は原子炉圧力容器に接続され電動駆動の減
圧弁を介して原子炉格納容器ドライウェル内部に開口す
る複数の減圧配管と、原子炉圧力容器に接続され逃がし
安全弁を介して圧力抑制プール内に開口する複数の逃が
し配管を有することを特徴とする。

さらに、本発明は原子炉格納容器外で原子炉圧力容器よ
り高い位置に設けられた冷却プールと、冷却プール内に
設置された高圧非常用凝縮装置と、原子炉圧力容器から
接続され蒸気供給弁を介して高圧非常用凝縮装置に接続
される蒸気供給配管と、高圧非常用凝縮装置から接続さ
れ戻り弁を介して原子炉圧力容器に接続される戻り配管
と、高圧非常用凝縮装置から接続されベント弁１８を介
して圧力抑制プール内に開口する凝縮装置ベント配管を
有し、凝縮装置ベント配管開口部が原子炉格納容器ベン
ト管開口部より高い位置にあることを特徴とする。

また、本発明は冷却プール内に設置された第２の低圧非
常用凝縮装置と、原子炉格納容器内に開口し蒸気供給弁
を介して第２の低圧非常用凝縮装置に接続された蒸気供
給配管と、第２の低圧非常用凝縮装置から接続されドレ
ン弁を介して圧力抑制プールに開口する戻り配管を有し
、この戻り配管の開口部が原子炉格納容器ベント管開口
部より高い位置にあることを特徴とする。

（作用） 原子炉格納容器内に配管破断等が発生した場合、直ちに
逃し安全弁その後減圧弁が作動し原子炉圧力容器を減圧
する。さらに前述の冷却水注入配管、の注入弁を開き、
水源プール水の静水頭で原子炉圧力容器への注入が可能
となる圧力まで減圧された時点から冷却水が注入され、
炉心の冷却が行われる。

一方、破断口及び減圧弁から格納容器ドライウェル空間
部へ放出された蒸気は格納容器ベント管を通じて圧力抑
制プール内に導びがれて凝縮され、原子炉格納容器内の
圧力上昇を抑制する。その後、均圧配管上の均圧弁を開
けることにより圧力抑制プール内で凝縮された水は再び
原子炉圧力容器内に戻される。

原子炉は炉心の崩壊熱により球時間にわたり熱を発生す
るが、高圧及び低圧非常用凝縮装置の各蒸気供給弁を開
けることにより蒸気が高圧及び低圧非常用凝縮装置内で
凝縮され、戻り配管から原子炉圧力容器内に直接または
圧力抑制プールを経由して均圧配管から原子炉圧力容器
内に戻される。

これにより、原子炉圧力容器から放出される蒸気及び原
子炉格納容器内の蒸気が凝縮され、原子炉格納容器の圧
力は減圧冷却される。

また、高圧及び低圧非常用凝縮装置内の非凝縮性ガス濃
度が高くなり、凝縮性能が一時的に低下するが、この場
合、原子炉圧力容器内の圧力が上昇するため、凝縮装置
ベント管及び戻り配管を通じて非凝縮ガスが圧力抑制プ
ール内に押し出され凝縮能力が直ちに回復する。

原子炉隔離時には原子炉圧力容器から主蒸気管に接続さ
れた蒸気供給配管の高圧非常用凝縮装置の蒸気供給弁及
び戻り配管上の戻り弁を開け、ベント弁を閉じた状態に
することによって原子炉圧力容器内の蒸気が凝縮され、
原子炉を安全に維持することができる。

（実施例） 第１図および第２図を参照しながら本発明に係る原子カ
プラントの炉心冷却設備の一実施例を説明する。なお、
図中第３図と同一部分には同一符号を付して重複する部
分の説明は省略する。

すなわち、第１図において、原子炉格納容器３内に炉心
２を内包する原子炉圧力容器１、炉心２より高い位置に
水面をもつ圧力抑制プール７および炉心２より充分高い
位置に水源プール４が設置される。圧力抑制プール７は
原子炉格納容器３の空間部と格納容器ベント管８により
連通され、格納容器ベント管８の圧力抑制プール７内の
開口部は圧力容器１の中の炉心２上端より高い位置とす
る。水源プール４は空間部が原子炉格納容器３の空間部
に開放された状態とする。また、原子炉格納容器３の外
部で圧力容器１の水面より高い位置に冷却プール１９を
設置する。

原子炉圧力容器１に接続されタービン系（図示せず）に
到る主蒸気配管１１又は圧力容器１の蒸気管に減圧配管
２０を接続し、電動駆動の減圧弁２１を介して原子炉格
納容器３空間部に開口する。さらに、主蒸気配管１１に
逃し配管２ｚを接続し、逃し安全弁２３を介して圧力抑
制プール７の水中に開口するよう接続する。

水源プール４に複数の注入配管５を接続し、電動駆動の
注入弁６及び逆止弁６ａを介して原子炉圧力容器１に接
続する。また、圧力抑制プール７の水部分に均圧配管９
を接続し電動駆動の均圧弁１０が逆止弁１０ａを介して
原子炉圧力容器１に接続する。

また、原子炉圧力容器１の蒸気相部又は原子炉圧力容器
１に接続される主蒸気管１１に蒸気供給配管１２を接続
し、電動駆動の蒸気供給弁１３を介して冷却プール１９
の中に設置された高圧非常用凝縮器１４の入口側に接続
する。さらに高圧非常用凝縮器１４の出口側に戻り配管
１５を接続し、電動駆動の戻り弁１６を介して原子炉圧
力容器１に接続する。原子炉圧力容器１の入口付近で戻
り配管１６は不向に凸のＵ字配管を構成する。さらに高
圧非常用凝縮装置１４にベント配管１７を接続し、電動
駆動のベント弁１８を介して圧力抑制プール７の水中で
前述の格納容器ベント管８の開口部より浅い水深部に開
口するよう接続する。

また、高圧非常用凝縮装置１４とは別の低圧非常用凝縮
装置２４を冷却プール内に設置する。蒸気供給配管２５
を原子炉格納容器３に開口するよう接続し、電動駆動の
蒸気供給弁２６を介して低圧型非常用凝縮装置２４の入
口側に接続し、さらに出口側にベント機能と凝縮水の戻
り機能を兼ねた戻り配管２７を接続し電動駆動の戻り弁
２９を介して圧力抑制プール７の水中で格納容器ベント
管８の開口部より浅り水深部で非常用凝縮装置１４のベ
ント管１７と同様の高さに開口するように接続する。

原子炉圧力容器１に接続される高圧非常用凝縮装置１４
は、通常運転中に主蒸気配管１１上の隔離弁１１ａ、　
］、１ｂが閉鎖するような原子炉隔離時に原子炉圧力容
器１−の過圧を防止するのに必要な基数設置する。一方
、原子炉格納容器３内で万一、配管損傷が生じるような
事故時の原子炉格納容器３の冷却に必要な基数は前述の
原子炉隔離時に必要となる基数よりも通常大きくなるた
め、高圧非常用凝縮装置１４では不足する基数分の低圧
型非常用凝縮装置２４を設置する。

第２図は第１図における圧力抑制プール内の水深を示す
拡大断面図である。

前述の通り、格納容器ベント管８の開口部は炉心２の上
端より充分高い位置の水中に設置する。

また高圧非常用凝縮装置１４に接続されたベント管１７
及び低圧非常用凝縮装置１５に接続されたベント管２７
の開口部は格納容器ベント管８の開口部より高い位置の
水中に設置する。

つぎに上記原子カプラントの炉心冷却設置の作用を説明
する。

すなわち、原子炉格納容器３内において、配管破断が生
じた際には、その信号を受けて逃し安全弁２３を開作動
し、原子炉圧力容器１の蒸気を圧力抑制プール７へ導き
、原子炉圧力容器１の減圧を開始する。また、特定の水
位により主蒸気隔離弁１１ａ、　１．１に＋が閉する。

その後、時間遅れを持って減圧弁２１を開作動すること
により、減圧をさらに促進する。この時期において、注
入配管５上の注入弁６を開作動して、水源プール４内の
冷却水を注入可能とし、その後、原子炉格納容器３内の
圧力と水源プール４の高さによる静水頭により、原子炉
圧力容器１への注入が可能となるまで減圧された時点か
ら冷却水を注入し、炉心２の冷却を行う。

一方、破断口及び減圧弁２１から原子炉格納容器３内に
放出された蒸気は格納容器ベント管８を通り、圧力抑制
プール７内での水没深さによる静水頭差に打ち勝って放
出され、凝縮される。その後。

原子炉圧力容器１内の水位が圧力抑制プール７内の水位
を下まわった場合には均圧配管９上の均圧弁１０を開す
ることに圧力抑制プール７内で凝縮した蒸気は再び原子
炉圧力容器１内に戻される。

長期の炉心２の冷却については原子炉圧力容器１内の蒸
気は主蒸気管１１を経て通常時開状態にある蒸気供給弁
１３を通り、高圧非常用凝縮装置１４に導かれ凝縮し、
戻り弁１６を開することにより戻り配管１５を通って原
子炉圧力容器１に戻すことに行う。この戻り配管１５は
原子炉圧力容器１からの蒸気の逆流を防止するためにＵ
シールを設けて水封しておく。その後、作動中に非凝縮
性ガスの影響により高圧非常用凝縮装置１４の性能が劣
化した場合には、蒸気の凝縮が悪くなり、原子炉圧力容
器１内の圧力が上昇し、それにともない高圧非常用凝縮
装置１４の内圧が上昇する。これにより戻り弁１６の周
作動と同様の時期に開されたベント弁１８を通りベント
配管エフにより圧力抑制プール７に非凝縮性ガスが放出
される。格納容器ベント管８よりも非常用凝縮装置１４
のベント配管１７が早く動作する理由は圧力抑制プール
７内での水没深さが格納容器ベント管８よりベント管１
７が浅い位置となっているためである。

また、原子炉格納容器３内に放出された蒸気は蒸気供給
弁２６を開することにより配管２５を用いて、低圧非常
用凝縮装置２４に導かれ凝縮され、ベント弁２８を開す
ることにより配管２７を通り、圧力抑制プール７に送ら
れる。圧力抑制プール７の水位が上昇し、原子炉圧力容
器１より以上の水位となった場合には均圧配管９の均圧
弁１０を開することによって、凝縮水を圧力容器１に戻
す。高圧非常用凝縮装置１４と同様に非凝縮性ガスによ
り性能が劣化した際には原子炉格納容器３内の圧力上昇
が生じ、低圧非常用凝縮装置内の非凝縮性ガスを圧力抑
制プール７に排出する。

次に主蒸気隔離弁１１ａ、　ｌｌｂといった原子炉隔離
時には主蒸気管１１から蒸気供給配管１２を通り、高圧
非常用凝縮袋Ｍ１４へ炉蒸気を導き凝縮し、戻り弁１６
を開することにより戻り配管１５を通り圧力容器１へ凝
縮した蒸気を戻し、炉心２の冷却を行う。

この場合には原子炉格納容器３内の非常凝縮性ガスの影
響を受けないため、ベント弁１８の開作動は不用である
。

〔発明の効果〕

本発明によれば原子炉格納容器内での配管破断時の短期
及び長期の炉心冷却及び格納容器冷却設備として、また
、原子炉隔離時といった異常な過渡変化時の炉心冷却設
備として、十分な機能を発揮する。また、本発明の作動
原理の単純な静的機器を用いることにより、大型ポンプ
等の動的機器の削減が図れ機器単体の故障率の低減とな
る。

さらに設備全体の構成等も簡素化さ九サポートシステム
への依存度への低減による共通要因故障の低減となる。

これらにより大きな信頼性の向上となる。

また、作動時には、静的機器の採用、設備全体の単純な
構成等より、運転員操作の軽減及び運転中の監視項目の
削減による運転の容易性の向上となる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る原子カプラントの炉心冷却設備の
一実施例を示す配管系統図、第２図は第１図における要
部を拡大し一部断面で示す配管系統図、第３図は従来の
原子カプラントの炉心冷却設備を示す配管系統図である
。 １・・原子炉圧力容器　　２・・・炉心３・原子炉格納
容器　　４・・水源プール５・・・注入配管　　　　　
６・・注入弁６ａ・逆止弁　　　　　　７・・・圧力抑
制プール８・・・格納容器ベント管　９・・均圧配管１
０・・・均圧弁　　　　　　１０ａ・・逆止弁１１・・
主蒸気管　　　　　１１ａ・・・主蒸気隔離弁１１ｂ・
・・主蒸気隔離弁　　１２・・・蒸気供給配管１３・・
・蒸気供給弁 １４・高圧非常用短縮装置 １５・・・戻り配管　　　　　１６・・戻り弁１７・・
ベント配管　　　　１８　　ベント弁１９・・・冷却プ
ール　　　　２０・減圧配管２１・減圧弁　　　　　　
２２・・配管２３・・逃し安全弁 ２４・低圧非常用凝縮装置 ２５・・蒸気供給配管　　　２６　　蒸気供給弁２７・
・・戻り配管　　　　　２８・ベント弁４０・・・高圧
／低圧非常用凝縮装置ベント管と格納容器ベント管の水
没差 ５１・原子炉隔離時冷却系注入配管 ５２・・残留熱除去系吸込み配管 ５３・・原子炉隔離時冷却系圧力抑制プール吸込み配管 ５４・・原子炉隔離時冷却水源プール吸込み配管５５・
・・高圧炉心注水系水源プール吸込み配管５６・高圧炉
心注水系ポンプ ５７・・残留熱除去系ポンプ ５８・・・残留熱除去熱交換器 ５９　　格納容器スプレィ配管 ６３・・・原子炉隔離時冷却系ポンプ 原子炉隔離時冷却系タービン ６５・・・給水管

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 炉心を内蔵する原子炉圧力容器に接続され減圧弁を介し
   て原子炉格納容器内のドライウェルに開口する複数の減
   圧配管と、前記原子炉格納容器内の上部に設けられた水
   源プールと、この水源プールから注入弁および逆止弁を
   介して前記原子炉圧力容器に接続された冷却水注入配管
   と、前記炉心より高い位置に水面を有する圧力抑制プー
   ルと、この圧力抑制プール内で前記炉心より高い位置に
   開口部を有する格納容器ベント管と、前記圧力抑制プー
   ルからなる均圧弁および逆止弁を介して原子炉圧力容器
   に接続する均圧配管とからなることを特徴とする原子力
   プラントの炉心冷却設備。