JPH058997B2 - - Google Patents

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、原子力発電所に用いられる非常用炉
心冷却装置に関する。

（従来の技術） 原子力発電所に於いて原子炉圧力容器バウンダ
リーの破断が発生し、冷却材喪失事故に至つた場
合、従来の原子炉では動的機器であるポンプを用
いた非常用炉心冷却装置（以下ECCSと略記す
る）を用いて炉心冷却を行い、その健全性を確保
している。即ち、小口径の破断（以下小LOCAと
略記する）の場合、破断口からの冷却材の流出が
少なく原子炉圧力は高圧に保たれる。従つてこの
場合は高圧ECCSを用いて原子炉内に冷却水を注
入することによつて、炉心を露出すること無く冷
却を行うことが出来る。一方、大口径の破断（以
下大LOCAと略記する）の場合、破断口からの冷
却水の流出量が多く原子炉炉心では一時的に露出
し、原子炉圧力も大幅に低下する。しかし、この
場合は大容量の低圧ECCSを用いて原子炉内に冷
却水を注入することによつて炉心を再冠水させ冷
却を確保することが出来る。後者の場合、前者の
場合に比べて厳しい状況となるが、燃料被覆管の
最高温度は制限値より充分低く保たれる。

一方、近年ECCSの合理化、及び、信頼性向上
の観点から第３図に示す様な非常用炉心冷却装置
を有する原子炉の実用化が提唱されるに至つてい
る。なお、以下に示す非常用炉心冷却装置を
ElevatedPool方式と呼ぶ。ここで第３図を参照
して従来の非常用炉心冷却装置について説明す
る。第３図において、原子炉圧力容器１内には炉
心２が収容されている。この原子炉圧力容器１の
周囲にはドライウエル３が形成され、このドライ
ウエル３の上部側方には冷却材４を貯溜するプー
ル５が配置されている。これらプール５の上方は
燃料交換エリアを形成する上部構造物６が設けら
れている。また、前記原子炉圧力容器１には前記
ドライウエル３を貫通して給水配管７が接続され
ており、この給水配管７には事故時に前記プール
５から逆止弁８を介して冷却材を給水配管７内に
導びく冷却材注入配管９が接続されている。

以上の構成において、冷却水源となるプールが
原子炉より上部に位置するため、従来のECCSの
様にポンプを使用せずに冷却材の水頭差により冷
却材を原子炉内へ注入することが出来る。従つ
て、ECCSは動的機器であるポンプを使用せず、
静的機器である配管・弁類等のみから構成される
ため信頼性が高く、かく、コストが低い利点を有
している。

しかし、既に述べた様に小LOCAの場合、原子
炉圧力は高圧（約70Kg／cm²程度）に維持されるた
めElevated Poolの冷却材の自重のみで原子炉内
に冷却材を注入することは不可能である。従つ
て、Elevated Pool方式の原子炉に於いて小
LOCAが発生した場合、自動減圧装置により原子
炉内の蒸気を外部に放出させ原子炉圧力を低下さ
せた後、Elevated Poolの冷却材を原子炉内に注
入する。自動減圧装置を用いた減圧過程に於いて
一時的に炉心が露出するが、その後冷却材の注入
によつて炉心は再冠水され冷却が確保されるに至
る。

（発明が解決しようとする問題点） Elevated Pool方式の格納容器を有する原子炉
に於いて、冷却材喪失事故の発生を想定すると、
大LOCAに比べて比較的発生頻度が高いと想定さ
れる小LOCAの場合、自動減圧装置を用いて原子
炉圧力を低下させた後、初めてElevated Poolの
冷却材を原子炉内に注入することが可能となる。
この減圧過程で小LOCAにも拘らず、一時的に炉
心が露出するに至り、最終的には炉心が再冠水さ
れ炉心冷却が確保されるものの、比較的発生する
可能性がある小LOCA時に炉心露出が発生するこ
とは好ましくない問題である。

本発明の目的は、Elevated Pool方式の非常用
炉心冷却装置を有する原子炉に於いて小LOCA時
に原子炉を減圧させること無く冷却水を原子炉内
に注入し炉心露出を防止し、炉心の健全性を確保
することのできる非常用炉心冷却装置を提供する
ことにある。

〔発明の構成〕

（問題点を解決するための手段） 上記目的を達成するために、本発明において
は、内部に炉心を収納する原子炉圧力容器と、こ
の原子炉圧力容器の上方に配置され内部に冷却材
を保有するプールと、前記プールに隣接して配置
され前記原子炉圧力容器に開動作する逆止弁が配
設された冷却材注入配管を介して前記原子炉圧力
容器側に接続される高圧タンクと、この高圧タン
クの気相部と前記原子炉圧力容器の気相部とを接
続しかつ高圧タンクから原子炉圧力容器に注入す
る時のみ開動作する弁を有する加圧配管と、前記
高圧タンクの上部に一端を接続し他端を前記プー
ルの液相部に開放させかつ高圧タンク内の冷却水
が一定値以下になつた場合にこの高圧タンク内の
圧力を前記プールに導くために開動作する開閉弁
を有する減圧配管と、前記タンクの液相部と高圧
タンクとを接続し前記開閉弁が開動作し高圧タン
ク内が減圧した時にこの高圧タンク側に開動作す
る逆止弁が配設された冷却材補給配管とから成る
ことを特徴とする非常用炉心冷却装置を提供す
る。

（作用） この様にして構成された非常用炉心冷却装置に
於いては、小LOCAまたは給水喪失トランジエン
ト時のように原子炉圧力が高圧に維持され、かつ
原子炉水位が低下する事象の場合、冷却材を貯え
た高圧タンクに原子炉圧力を背圧として加えるこ
とにより原子炉内に冷却材が供給される。更に、
同タンク内に貯えた冷却材が枯渇した場合は、ま
ず原子炉からの圧力の供給を一旦隔離した上で同
タンクを減圧することにより、Elevated Poolに
貯えられた冷却材を自重によつて高圧タンク内に
注入する。この様な高圧タンク等から構成される
系統を２系統以上設置すると、一方の高圧タンク
が冷却水をElevated Poolから補給中にも、残り
のタンクから冷却水を原子炉内へ注入することが
出来、原子炉への注水を連続して行うことが出来
る。

この様にして高圧の冷却水を原子炉内へ継続的
に注入することが出来るため、原子炉圧力が高圧
に維持され、かつ、原子炉水位が低下する小
LOCA時、給水喪失トランジエンド時等に於いて
も、炉心露出を防止すると同時に充分な炉心冷却
を確保することが可能となる。

（実施例） 以下本発明の一実施例を第１図に基づいて説明
する。なお、第１図において、第３図と同一部分
には同一符号を付し、その構成の説明は省略す
る。第１図に示す様に、炉心２を収容した原子炉
圧力容器１の上方にはプールが設けられている。
このプール５に隣接して高圧タンク１０が設置さ
れる。この高圧タンク１０には冷却材を原子炉圧
力容器１内に注入するための冷却材注入配管１
１、及び、逆止弁１２が設けられている。更に、
高圧タンク１０内部の冷却材が枯渇した際に、冷
却材をプール５から補給するために冷却材補給配
管１３、及び、逆止弁１４がプール５の液相部と
高圧タンク１０とを接続して設けられている。た
だし、高圧タンク１０へプール５からの冷却材を
補給する際には高圧タンク１０の内圧を一時的に
下げる必要があるため高圧タンク１０の気相部か
らプール５内の冷却材４中に高圧タンク１０内の
高圧気体を放出する減圧配管１５、及び、電動弁
１６が設けられている。

また高圧タンク１０に冷却材を補給されている
状態で高圧タンク１０を原子炉圧力容器１の内圧
と等圧力迄加圧するために、原子炉圧力容器１の
気相部から高圧タンク１０の気相部に至る加圧配
管１７、及び、電動弁１８が設けられている。こ
の加圧配管１７を介して高圧タンク１０に流入し
た原子炉蒸気による疲労を防止するために高圧タ
ンク１０内の気・液界面には断熱性の高いセラミ
ツクス製のフロート１９が配置されている。

また高圧タンク１０の内面も断熱性の高いセラ
ミツクスでコーテイングを施し高圧タンク１０内
の熱サイクルによる疲労を防止するような構成に
なつている。

この様な構成の非常用炉心冷却装置を設置した
原子炉に於いて、小LOCA或いは給水喪失トラン
ジエントの様な原子炉圧力が高圧に維持され、か
つ、原子炉水位が低下する事象が発生した場合、
加圧配管の電動弁を開にし、冷却水を貯えた高圧
タンクに原子炉圧力を背圧として加えると高圧タ
ンクと原子炉との水頭差により原子炉圧力容器内
に冷却水が供給される。更に高圧タンク内に貯え
られた冷却水が枯渇した際はまず加圧配管の電動
弁を閉じ原子炉からの圧力を一旦隔離した上で、
減圧配管上の電動弁を開動作させて、高圧タンク
を減圧させ、冷却材補給配管上の逆止弁を開させ
て冷却水をプールからの水頭差によつて高圧タン
ク内に注入する。次に減圧配管の弁を閉じ、加圧
配管１０上の電動弁を開することによつて高圧タ
ンクを原子炉圧力と等圧力迄加圧する。また、冷
却材補給配管の弁は逆止弁であるのでこの際自動
的に閉鎖する。

高圧タンクが原子炉圧力により加圧されると、
冷却材注入配管を通つて冷却材を高圧タンクの原
子炉圧力容器の水頭差で原子炉内へ注入すること
が出来る。尚、このような一連の作用を自動化す
るため、高圧タンク内に水位計を設置し、加圧配
管の弁及び減圧配管の弁をインターロツクにより
連動させることも可能である。

更にこの様な高圧タンク等から構成される系統
を２系統以上設置することで、一方のタンクが冷
却水を補給中にも残りの高圧タンクから冷却材を
原子炉圧力容器内へ注入することが出来、継続的
な冷却材供給が可能となる。

この様にして高圧の冷却材を原子炉圧力容器内
に継続的に注入させることができるため原子炉圧
力が高圧に維持され、かつ、原子炉水位が低下す
る小LOCAの場合にも、炉心露出を防止すると同
時に充分な炉心冷却を確保することが可能とな
る。また給水喪失トランジエント時のように原子
炉圧力が高圧に維持され、かつ、原子炉水位が低
下するトランジエントの場合にも炉水の補給を高
圧のまま行うことが可能となる。

次に本発明の他の実施例について第２図を参照
して説明する。なお第２図において、第１図と同
一部分には同一符号を付し、その部分の構成の説
明は省略する。第２図において、高圧タンク１０
には常時加圧するための窒素ガス封入装置２０が
設けられている。即ち、この窒素ガス封入装置２
０は窒素ガスを貯えておく窒素ガスボンベ２１
と、窒素ガスを加圧するためのコンプレツサー２
２と、コンプレツサー２２から高圧窒素を逆止弁
２３を介して高圧タンク１０に導く窒素供給配管
２４とから構成されている。

以上の構成によつて、本発明の他の実施例に係
る非常用炉心冷却装置は、窒素ガスボンベ２１の
窒素ガスをコンプレツサー２２により加圧して、
このコンプレツサー２２から窒素供給配管２４を
介して高圧タンク１０の気相部に常時高圧の窒素
ガスを封入しておく構成になつている。よつて高
圧タンク１０を常時高圧に維持しておくことが可
能である。従つて、高圧タンク１０の気相部を原
子炉圧力の背圧を加えることによる時間遅れ無し
に高圧の冷却材を原子炉圧力容器１内に注入する
ことが出来る。

以上の様に非常用炉心冷却装置を有する原子炉
に於いて小LOCA或いは給水喪失トランジエント
の様に原子炉圧力が高圧に維持され、かつ、原子
炉水位が低下する事象が発生した場合、窒素ガス
で加圧された高圧タンクから直ちに高圧冷却水の
原子炉内への注入が出来るため、第１の実施例に
比べて一層の炉心冷却性能向上が計れる。

〔発明の効果〕

本発明によれば非常用炉心冷却装置を有する原
子炉に於いて、給水喪失トランジエント時や小
LOCA時、このように原子炉水位が低下し、か
つ、原子炉圧力が高圧に維持されている場合であ
つても原子炉を減圧させることなく冷却水を原子
炉圧力容器内に継続して注入することが可能であ
るため、炉心露出を防止し、原子炉の充分な冷却
を確保することが出来る。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例を示す非常用炉心冷
却装置の概略系統図、第２図は本発明の他の実施
例を示す非常用炉心冷却装置の概略系統図、第３
図は非常用炉心冷却系の従来例を示す概略縦断面
図である。 １……原子炉圧力容器、２……炉心、５……プ
ール、１０……高圧タンク、１１……冷却材注入
配管、１３……冷却材補給配管、１５……減圧配
管、１７……加圧配管。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 内部に炉心を収納する原子炉圧力容器と、こ
   の原子炉圧力容器の上方に配置され内部に冷却材
   を保有するプールと、前記プールに隣接して配置
   され前記原子炉圧力容器側に開動作する逆止弁が
   配設された冷却材注入配管を介して前記原子炉圧
   力容器に接続される高圧タンクと、この高圧タン
   クの気相部と前記原子炉圧力容器の気相部とを接
   続しかつ高圧タンクから原子炉圧力容器に注入す
   る時のみ開動作する弁を有する加圧配管と、前記
   高圧タンクの上部に一端を接続し他端を前記プー
   ルの液相部に開放させかつ高圧タンク内の冷却水
   が一定値以下になつた場合にこの高圧タンク内の
   圧力を前記プールに導くために開動作する開閉弁
   を有する減圧配管と、前記タンクの液相部と高圧
   タンクとを接続し前記開閉弁が開動作し高圧タン
   ク内が減圧した時にこの高圧タンク側に開動作す
   る逆止弁が配設された冷却材補給配管とから成る
   ことを特徴とする非常用炉心冷却装置。