JPH0534484A - 原子力発電所の冷却設備 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【目的】原子炉格納容器内ドライウェルの圧力とサプレ
ッションチャンバの圧力の差がないような状況において
も熱交換器の伝熱管内の非凝縮性ガスを排気し、伝熱管
内の非凝縮性ガスの蓄積を避けることにより効率の良い
崩壊熱除去を行う。 【構成】原子炉格納容器11内の原子炉圧力容器１と原子
炉格納容器11外のドライウェルクーラ用冷却水プール６
内の熱交換器４との間に冷却水室20を設置する。この冷
却水室20と熱交換器４と凝縮水戻り管17で、冷却水室20
と原子炉圧力容器１とは非常用冷却系注水配管19で接続
する。ここで、凝縮水戻り管17の接続点ａの高さｈ₁ は
非常用注水配管の接続点ｂの高さｈ₂ よりも高くなって
いる。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は配管破断等の事故が発生
した場合に、崩壊熱により発生した蒸気を原子炉格納容
器外の冷却水プール内に格納された熱交換器の伝熱管内
で凝縮させ、これを再び原子炉圧力容器内に還流させる
ことにより原子炉格納容器の冷却を行う機能を有する原
子力発電所の冷却設備に関する。

【０００２】

【従来の技術】沸騰水型原子力プラントには図３に示す
ように冷却材喪失事故時に放射性物質の大気への放出を
十分に低い量に抑えるために炉心18を収容した原子炉圧
力容器１を取り囲むようにして原子炉格納容器11が設け
られている。この原子炉格納容器11は原子炉圧力容器１
を含むドライウェル７と、冷却材喪失事故時にドライウ
ェル７内に放出された蒸気と混合物を圧力抑制ベント管
９を介してプール水で冷却凝縮することによって原子炉
格納容器11内の圧力の過度の上昇を抑制するサプレッシ
ョンチャンバ８とから構成されている。

【０００３】原子炉の事故時にポンプなどの動的機器を
使わずに崩壊熱除去を行なうシステムとして例えばアイ
ソレーションコンデンサーがある。これは、図３に示す
ように、原子炉圧力容器１に接続された主蒸気管２から
分岐し、蒸気を熱交換器４の入口に設けられた伝熱管の
蒸気室14に供給する蒸気供給管３、原子炉格納容器11外
の冷却水プール６内に収められた伝熱管束を有する熱交
換器４、凝縮水を還流するため熱交換器４の出口に設け
られた伝熱管の水室16と、原子炉圧力容器１を接続する
凝縮水戻り管５および伝熱管内に蓄積する非凝縮性ガス
を排気するため伝熱管の水室16と、サプレッションチャ
ンバを接続する排気管10から構成される。なお、符号12
は凝縮水戻り管の弁、13は排気管の弁である。

【０００４】ところで、原子炉の事故時に崩壊熱により
原子炉圧力容器１内で発生した蒸気は主蒸気管２から分
岐した蒸気供給管３を経由して原子炉格納容器外の冷却
プール６内に収められた熱交換器４の伝熱管束に導か
れ、蒸気が熱交換器４内を通過する間に伝熱管壁を通し
てプール水との間で伝熱を行い、この蒸気が凝縮され
る。これによって生じた凝縮水は重力により凝縮水戻り
管５を通って原子炉圧力容器１内に還流される。主蒸気
管２が破断した場合にはドライウェル７内に存在する非
凝縮性ガスが破断した主蒸気管２を経由して熱交換器４
内の伝熱管に混入するが、この非凝縮性ガスは伝熱性能
を劣化させるため、排気管10を経由してサプレッション
チャンバ８へ排気される。アイソレーションコンデンサ
は凝縮水戻り管の弁12および排気管の弁13を開放するこ
とにより除熱を開始する。

【０００５】このシステムは、ポンプなどの動的機器を
使用していないため、高い作動信頼性が期待できるとい
う特長がある。

【０００６】また、これ以外の原子炉の崩壊熱を行なう
システムの例としては、ドライウェルクーラが知られて
いる。これは例えば図１に部分的に示すように原子炉圧
力容器１内の炉心18より高い位置に冷却水室20を設け、
冷却材喪失事故時にはこの冷却水室20内の冷却水を最終
的な駆動力として重力を用いて、注水系管19を経由して
原子炉圧力容器１内に注入補給するものである。このよ
うな非常用炉心冷却系、所謂、重力落下式注水系を有す
る原子炉において、ドライウェルクーラは、ドライウェ
ル７から蒸気を伝熱管の蒸気室14に供給する蒸気供給管
15、原子炉格納容器外の冷却プール６内に収められた伝
熱管束が収納された熱交換器４、凝縮水を還流するため
伝熱管の水室16と非常用冷却系冷却水室20を接続する凝
縮水戻り管17および伝熱管内に蓄積する非凝縮性ガスを
排気するため伝熱管の水室16とサプレッションチャンバ
８を接続する排気管10から構成される。ドライウェルク
ーラでは、各配管に設置された弁は通常すべて開放して
おき、配管破断時には破断した配管を通しての冷却材の
流失により原子炉格納容器の圧力が上昇し、この圧力上
昇にともなって自動的に崩壊熱除去を開始するため、ア
イソレーションコンデンサに比べても弁の操作が不要と
なるため、さらに高い信頼性が期待できる。また、熱交
換器内で凝縮により生じた水は重力注水系の非常用冷却
系注水管19を通して最終的に原子炉圧力容器１に還流さ
れる。

【０００７】

【発明が解決しようとする課題】ドライウェルクーラで
は蒸気供給管15を経由してドライウェル７内に存在する
非凝縮性ガスが熱交換器４の伝熱管内に流入すると、こ
れによって伝熱管壁上での凝縮熱伝達が劣化するという
問題点がある。非凝縮性ガスによる熱伝導の劣化は、わ
ずかの非凝縮性ガスの存在によっても大きく熱伝達が阻
害されるという特長がある。

【０００８】すなわち、非凝縮性ガスが質量割合で蒸気
の10％になると、熱伝達率は非凝縮性ガスがない場合の
約20％に劣化することが実験的に確認されている。従っ
て、ドライウェルクーラの除熱特性を劣化させないため
には非凝縮性ガスの伝熱管内での蓄積を極力排除するこ
とが望ましい。

【０００９】この非凝縮性ガスを排気するための手段と
して排気管10が設けられている。この排気管10はサプレ
ッションチャンバ８内のプール水中に開放され、プール
水内での浸水深さは圧力抑制ベント管９の浸水深さより
浅くなっている。ドライウェル圧力がサプレッションチ
ャンバ８内の圧力に比べて高い状況においては十分な排
気が行われるが、ドライウェル７内圧力とサプレッショ
ンチャンバ８内の圧力の差がないような状況では、排気
管10の開放端内にサプレッションチャンバ８のプール水
が吸い込まれて排気管10が水封されるため、十分な排気
が行われない恐れがある。また、さらにドライウェル７
の冷却が進みドライウェル７内の圧力が低下するような
状況では排気管10内へのプール水の吸い込みが増加し、
排気管10内の水位の上昇に伴って排気管10内に存在して
いる非凝縮性ガスが伝熱管側へ押し戻されて伝熱管内で
のガスの蓄積が加速される課題がある。

【００１０】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、その目的は、原子炉格納容器内ドライウェル
の圧力とサプレッションチャンバの圧力の差がないよう
な状況においても熱交換器の伝熱管内の非凝縮性ガスを
排気し、伝熱管内の非凝縮性ガスの蓄積を避けることに
より効率の良い崩壊熱除去を行うことができる原子力発
電所の冷却設備を提供しようとするものである。

【００１１】

【課題を解決するための手段】本発明は、炉心を収容す
る原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器を収容する原
子炉格納容器と、この原子炉格納容器内にあって前記炉
心より高い位置に設けられた非常用の冷却水を収納する
冷却水室と、この冷却水室の下部と前記原子炉圧力容器
とを接続する非常用冷却系注水管と、前記原子炉格納容
器外に設けられた冷却水プール内に格納された熱交換器
と、前記原子炉格納容器のドライウェルと前記熱交換器
の伝熱管入口の蒸気室とを接続する蒸気供給管と、前記
熱交換器の伝熱管出口の水室と前記原子炉格納容器内の
サプレッションチャンバを接続する排気管と、前記熱交
換器の伝熱管出口の水室と前記非常用冷却水を収納する
冷却水室を接続する凝縮水戻り管とからなり、前記非常
用冷却系注水管の前記冷却水室における接続高さは前記
凝縮水戻り管の前記冷却水室の接続高さより下方に位置
していることを特徴とする。

【００１２】

【作用】本発明によれば、凝縮水戻り管17の冷却水室20
への接続高さが非常用冷却系注水配管19と冷却水室20の
接続高さより高いことにより、以下の状況が生じる。即
ち、非常用炉心冷却系の冷却水室20内の水位は、非常用
冷却系の注水が進むにつれて低下していき、最終的に水
位は非常用冷却系注水配管19と水室20の接続高さまで低
下するため、いずれ水位はドライウェルクーラの凝縮水
戻り管17の冷却水室20への開放高さ以下となり、凝縮水
戻り管17の冷却水室20への開放端は冷却水室20の空間部
に開放することとなる。ドライウェル７の圧力がサプレ
ッションチャンバ８の圧力に比べて高い状況においては
サプレッションチャンバ８に通ずる排気管18を介して十
分な排気が行われる。一方、ドライウェル７の圧力とサ
プレッションチャンバ８の圧力の差がなくなり、サプレ
ッションチャンバ８に通ずる排気管18の開放端が水封さ
れるような状況においても、凝縮水戻り管17の冷却水室
20への開放端が冷却水室の空間部に開放しているため、
凝縮水戻り管17を通して凝縮水とともに冷却水室20に排
気が行われるため、伝熱管内の非凝縮性ガスの蓄積を避
ける、効率の良い崩壊熱除去を行うことができる。

【００１３】図２に凝縮水戻り管17の非常用冷却系冷却
水室20への開放高さが非常用注水系管19の吸い込み高さ
より低く常に凝縮水戻り管17の開放端が水封されている
場合と本発明の冷却設備を用いた場合の、主蒸気管２の
破断時の原子炉格納容器11内の圧力変化の比較を示す。

【００１４】本発明では図２から明らかなように、ドラ
イウェル圧力がサプレッションチャンバ圧力と一致した
後も良好な冷却が維持され、原子炉格納容器内の圧力は
低下していくことが認められる。

【００１５】

【実施例】図１および図２を参照しながら本発明に係る
原子力発電所の冷却設備の一実施例を説明する。なお、
図１中、図３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。

【００１６】本実施例が従来例と異なる点は原子炉圧力
容器１と冷却水プール６内の熱交換器４との間に冷却水
室20を設置し、この冷却水室20と熱交換器４とは凝縮水
戻り管17で、冷却水室20と原子炉圧力容器１とは非常用
冷却系注水配管19で接続されている。

【００１７】ここで、冷却水室20と凝縮水戻り管17との
接続点ａの冷却水室20の底面からの高さｈ₁ は非常用冷
却系注水配管と冷却水室20との接続点ｂの冷却水室20の
底面からの高さｈ₂ よりも高くなっていることが必要で
ある。

【００１８】つぎに上記実施例の作用を説明する。

【００１９】図１において、配管破断事故が発生した場
合、ドライウェル７の上部に存在する非凝縮性ガスはほ
とんどが破断後、数10秒間に原子炉圧力容器１からドラ
イウェル７に流出する蒸気とともに圧力抑制ベント管９
およびドライウェルクーラの排気管10を通って、サプレ
ッションチャンバ８に移行する。

【００２０】したがって、破断直後を除いて熱交換器４
の伝熱管に流入する蒸気中の非凝縮性ガスの含有量はわ
ずかであるが、伝熱管内での蒸気の凝縮により伝熱管内
で非凝縮性ガスの蓄積が進む恐れがあり、わずかな非凝
縮性ガスによっても上述のように熱伝達の劣化が生じ
る。

【００２１】冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）が発生すると
原子炉圧力容器１から破断した配管を経由して高圧の炉
水が原子炉格納容器に流出し、原子炉格納容器の圧力が
上昇するにつれてドライウェルクーラの熱交換器４に蒸
気および非凝縮性ガスの混合物が流入してドライウェル
クーラによる除熱が自動的に開始する。このときドライ
ウェル７の圧力がサプレッションチャンバ８の圧力に比
べて高い状況においてはサプレッションチャンバ８に通
ずる排気管10を介して十分な排気が行われるため熱交換
器４内では非凝縮性ガスの蓄積は起こらず良好な冷却が
維持される。

【００２２】一方、原子炉圧力容器１の減圧にともなっ
て、非常用冷却系からの注水が起こり、非常用冷却系冷
却水室20から非常用冷却系注水配管19を経由して原子炉
圧力容器１に冷却水の補給が行われる。このとき、注水
の進行にともなって、前記冷却水室20の水位は低下して
いくが、前記注水配管19の吸い込み高さｈ₂ に比べ凝縮
水戻り管17の冷却水室20への開放高さｈ₁ が高いため、
水位は最終的にｈ₂ まで低下し凝縮水戻り管17の開放端
は水室20の空間部に開放することとなる。

【００２３】ドライウェルクーラによるドライウェル７
の冷却が進行し、ドライウェル圧力がウェットウェル圧
力と差がなくなると、サプレッションチャンバ８に通ず
る排気管１には開放端からサプレッションチャンバ８内
のプール水が吸い込まれ排気管10の開放端が水封され
る。このような状況では、排気管10を介しては排気は行
われないが、凝縮水戻り管17が水室20の空間部に開放し
ているため凝縮水とともに非凝縮性ガスは冷却水室20に
放出され、伝熱管内での非凝縮性ガスの蓄積は回避され
る。また、ドライウェル７の圧力低下が進み排気管10内
の水位が上昇するのに伴って排気管10内に存在する非凝
縮性ガスが排気管10を還流する場合においても、非凝縮
性ガスは凝縮水戻り管17を経由して排気される。

【００２４】

【発明の効果】本発明によれば、ドライウェルの圧力と
サプレッションチャンバの圧力の大小関係にかかわら
ず、熱交換器の伝熱管からの非凝縮性ガスの排気が行わ
れるため、伝熱管内の非凝縮性ガスの蓄積は起こらず良
好な冷却が行われる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る原子力発電所の冷却設備の一実施
例を含む模式的に示す配管系統図。

【図２】図１における作用効果を説明するための曲線
図。

【図３】従来の原子力発電所の冷却設備を模式的に示す
配管系統図。

【符号の説明】

１…原子炉圧力容器、２…主蒸気管、３…蒸気供給管、
４…熱交換器、５…凝縮水戻り管、６…冷却水プール、
７…ドライウェル、８…サプレッションチャンバ、９…
圧力抑制ベント管、10…排気管、11…原子炉格納容器、
12…凝縮水戻り管の弁、13…排気管の弁、14…伝熱管の
蒸気室、15…蒸気供給管、16…伝熱管の水室、17…凝縮
水戻り管、18…炉心、19…非常用冷却系注水管、20…非
常用冷却水系冷却水室。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 【請求項１】 炉心を収容する原子炉圧力容器と、この
   原子炉圧力容器を収容する原子炉格納容器と、この原子
   炉格納容器内にあって前記炉心より高い位置に設けられ
   た非常用の冷却水を収納する冷却水室と、この冷却水室
   の下部と前記原子炉圧力容器とを接続する非常用冷却系
   注水管と、この原子炉格納容器外に設けられた冷却水プ
   ール内に格納された熱交換器と、前記原子炉格納容器の
   ドライウェルと前記熱交換器の伝熱管入口の蒸気室とを
   接続する蒸気供給管と、前記熱交換器の伝熱管出力の水
   室と前記原子炉格納容器のサプレッションチャンバを接
   続する排気管と、前記熱交換器の伝熱管出口の水室と前
   記非常用冷却水を収納する冷却水室を接続する凝縮水戻
   り管とからなり、前記非常用冷却系注水管の前記冷却水
   室における接続高さは前記凝縮水戻り管の前記冷却水室
   の接続高さより下方に位置していることを特徴とする原
   子力発電所の冷却設備。