JPH0652310B2 - 制御棒駆動水給水装置 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は沸騰水型原子炉の制御棒を駆動する駆動水給水
装置に係り、特に駆動水を清浄化することのできる制御
棒駆動水給水装置に関する。

〔従来の技術〕

従来の沸騰水型原子力発電設備における復水・給水系統
を通しての制御棒駆動水圧系から原子炉への給水設備に
関する主なる構成について第２図を用いて説明する。

原子炉の炉心を内蔵する原子炉圧力容器１は主蒸気配管
２によりタービン３に接続されている。タービン３はそ
の下部にタービンホツトウエル４が連設されており、こ
のタービンホツトウエル４は復水給水ライン６によつて
前記原子炉圧力容器１に接続されている。

この復水給水ライン６には復水をタービンホツトウエル
４から汲出し昇圧する低圧復水ポンプ５、復水を浄水す
る復水濾過装置７および復水脱塩装置８、復水を更に昇
圧供給する復水昇圧ポンプ９、給水を昇温せしめる低圧
給水加熱器１０ａと高圧給水加熱器１０ｂ、昇温水を原
子炉へ強制給水するための給水ポンプ１１が設けられて
いる。

また、前記復水給水ライン６は、復水脱塩装置８の下流
側で分岐されて、タービンホツトウエルの水位調整、原
子炉燃料交換時の原子炉ウエル水張りおよび他系統の水
源としての機能を有する復水貯蔵タンク１４と接続され
るスピルオーバライン１２に接続されている。

一方、原子炉圧力容器１の底部に設けられている制御駆
動機構１８は制御棒を原子炉炉心に対して挿入または引
抜き駆動を行い、原子炉の核反応を最適に制御するた
め、その駆動力を水圧に依存しており、その駆動水源は
前記の復水貯蔵タンク１４より分岐する供給水ライン１
３から制御棒駆動水ポンプ１５，系統流量・圧力調整装
置１６，水圧制御ユニツト１７等で構成される制御棒駆
動水圧系を介して得ている。

この様な構成において、プラントの定常運転時は先ず原
子炉で発生した主蒸気はタービン３を通りタービン３を
駆動した後タービンホツトウエル４へ送られる。ここで
蒸気は凝縮されるとともに、脱気され溶存酸素の少ない
復水とし、更に復水ポンプ５を介し復水濾過装置７およ
び復水脱塩装置８にて復水中の腐食生成物（一般にクラ
ツドと呼ばれている）及び塩素イオン状の不純物が除去
された浄化水は給水加熱器１０で加熱され給水ポンプ１
１で原子炉へ再び給水される。

一方原子炉圧力容器１の底部に設けられた制御棒駆動機
構１８への駆動水および制御棒駆動機構１８内のシール
部機器を冷却するための冷却水を供給する制御棒駆動水
圧系への給水源は以下二通りの給水流路より構成されて
いる。

第一の流路は復水貯蔵タンク１４より分岐すく供給水ラ
イン１３から復水貯蔵タンク水を制御棒駆動水ポンプ１
５に送水し、系統配管および系統機器を介して制御棒駆
動機構１８に給水する。

第二の流路は前記復水給水系統の復水の一部が復水脱塩
装置８の出口配管より分岐するスピルオーバライン１２
より復水貯蔵タンク１４側の制御棒駆動水ポンプ１５に
吸引され、ポンプ出口水は系統配管及び機器を介して制
御棒駆動機構１８に給水される。原子炉の定常運転中は
前記第二の流路である復水脱塩装置８の出口配管より分
岐するスピルオーバライン１２からの復水を制御棒駆動
水圧系の給水として用いている。

これは、復水貯蔵タンク１４は大気開放系であるため、
その中の水はステンレス鋼の応力腐食割れの加速因子で
ある溶存酸素濃度が約5000ppbと高く、また、腐食生成
物および塩素イオン等の不純物が多く含まれているため
である。

従つて、ステンレス鋼が使用されている制御棒駆動水圧
装置および炉心構造物部材に応力腐食割れ等の悪影響を
及ぼす恐れがあるため、定常運転中は溶存酸素濃度が５
０ppb程度に低減され、復水濾過装置７および復水脱塩
装置８で浄化された前記のスピルオーバライン１２より
の復水を使用することで運用されている。

〔発明が解決しようとする課題〕

しかしながら、毎年実施される原子力発電設備の定期検
査期間（約３〜５ヶ月間）中は原子炉は運転停止され、
これに伴つてタービン３及びタービンホツトウエル４も
運転停止状態となる。

一方、制御棒駆動水圧系は制御棒駆動機構１８の作動確
認テストおよび原子炉炉心中の燃料棒取替による制御棒
駆動機構１８の駆動操作等のため、原子炉停止期間中と
いえども殆ど制御棒駆動機構１８へ一定の圧力と流量に
調整された冷却水および駆動水をタンク１４から給水す
る運転状態が継続されている。

また、前記の原子力発電設備の定期検査時以外にも原子
炉の短期停止がしばしば有り、その期間中も制御棒駆動
機構１８の内部シール部材の冷却及び制御棒駆動機構１
８への炉心逆流による高放射線量クラツドの流入を防止
するため一定圧力の冷却水がタンク１４から給水されて
いる。

従つて、この原子炉運転停止に伴うタービン停止期間中
の制御棒駆動水圧系への給水は復水給水系からの浄化さ
れたスピルオーバ水の使用が出来なくなるため、その
際、前記第一の流路である復水貯蔵タンク１４より分岐
する供給ライン１３から復水貯蔵タンク水を使用した運
用がなされている。

よつて、溶存酸素濃度が高く、且つ、腐食生成物等の不
純物が多い復水貯蔵タンク水の供給により制御棒駆動機
構１８内の部材、原子炉内構造物および一次冷却系配管
材のオーステナイト系ステンレス鋼の腐食性要因を増す
ばかりでなく、腐食生成物（クラツド）が原子炉内で放
射化され、炉水の線量率を上昇させる事になり好ましい
給水構成となつていない。

このため、原子炉停止時の炉水の高溶存酸素濃度を改善
するため、原子炉の起動時にタービン主復水器の真空度
を利用し、配管を介して原子炉圧力容器１内を真空にす
ることによる脱気運転を図つているが脱気運転に長時間
を要するなど、大幅に改善することば困難となつてい
る。一方、炉水の放射線量上昇は原子炉冷却材浄化系に
より線量率上昇の抑制方法が図られているが、原子炉停
止時の制御棒駆動水圧系からの復水貯蔵タンク水流入に
より、この抑制効果を少ないものとするという問題があ
つた。

本発明は上述した点に鑑みてなされたもので、原子炉の
系統機器，配管及び炉内機器の応力腐食割れと炉水の汚
染を防止し、原子炉の安定性を更に向上させることので
きる制御棒駆動水給水装置を提供することを目的とす
る。

〔課題を解決するための手段〕

本発明は上記の目的を達成するために、原子炉により発
生した蒸気によってタービンを駆動した後の凝縮した復
水を貯溜するタービンホットウエルと、このタービンホ
ットウエルから前記復水を浄化する復水浄化手段を経由
して前記原子炉へ給水する復水給水ラインと、この復水
給水ラインの前記復水浄化手段の出口側から分岐された
スピルオーバラインと、このスピルオーバラインが接続
され、一方を、前記原子炉の炉心に対して制御棒の挿入
または引抜きを水圧によって行う制御棒駆動機構に制御
棒駆動水ポンプを介して接続し、他方を、前記制御棒駆
動機構への給水を貯蔵する復水貯蔵タンクに接続した給
水ラインと、この復水貯蔵タンクから前記タービンホツ
トウエルに復水輸送ポンプを介して復水を移送する復水
移送ラインとを具備した制御棒駆動水給水装置におい
て、前記復水移送ラインの前記復水輸送ポンプの出口側
と、前記復水給水ラインの前記復水浄化手段の入口側と
を接続する給水戻りラインを設け、前記復水貯蔵タンク
からの給水を浄化して前記スピルオーバラインから前記
給水ラインを介して前記制御棒駆動機構に供給すること
を特徴とするものである。

〔作用〕

上記の構成によれば、原子炉の運転停止時や運転中のス
クラム時など、タービン及びタービンホットウエルが停
止したときにおいても、水質の悪い復水貯蔵タンク水
を、給水戻りラインを経由して復水濾過装置や復水脱塩
装置等の復水浄化手段により清浄化し、スピルオーバラ
インから制御棒駆動機構に送ることができる。そのた
め、系統機器、配管などの腐食による損傷を防止するこ
とができる。

〔実施例〕

以下、本発明に係る制御棒駆動水給水装置の一実施例を
図面を参照して説明する。

第１図に本発明の一実施例を示す。この図において第２
図に示す従来例と同一または同等の部分には同一符号を
付して示し、説明を省略する。スピルオーバライン１２
中にはタービンホツトウエル４の運転中の水位をコント
ロールするための流量調整弁２２が設けられ、タービン
ホツトウエル４に設けられた水位調整器（ＬＣ）とイン
ターロツクされている。また、前記の復水貯蔵タンク１
４は前記タービンホツトウエル４と移送ライン２０で接
続されており、この移送ラインの途中には復水輸送ポン
プ１９，流量調節弁２３が設けられ、該流量調整弁２３
は前記水位調整弁ＬＣとインターロツクされている。更
に、復水輸送ポンプ１９の出口側配管より分岐し、前記
復水給水ライン６に設けられた復水濾過装置７の入口側
配管に接続し、途中に流量調整弁２４と脱気装置２１を
設けて構成される給水戻りライン２５が設けられてい
る。

次にこのような構成を持つた原子炉への給水装置の操作
方法ならびに作用について説明する。

まず原子炉の定常運転時は原子炉１から主蒸気配管２に
よつてタービン３に送られた主蒸気は、タービン３で仕
事をした後タービンホツトウエル４へ落とされ、凝縮脱
気されて溶存酸素を低減する。このタービンホツトウエ
ル４内で充分脱気された復水は、復水濾過装置７および
復水脱塩装置８にて、更に水中の腐食生成物等の不純物
を除去するとともに、水中の塩素イオン濃度を低減した
浄化水となり給水加熱器１０て加熱され給水ポンプ１１
で原子炉給水として原子炉圧力容器１に再び戻される。
一方原子炉圧力容器１の底部に設けられ、原子炉内の制
御棒（図示せず）と炉心に対して挿入または引抜き駆動
を行い原子炉の出力制御を行う制御棒駆動機構１８への
駆動水および冷却水は復水給水ライン６途中の復水脱塩
装置８の出口配管より分岐するスピルオーバライン１２
より脱気および清浄化された復水が制御棒駆動水ポンプ
１５に送入し、ここで系統用高圧水として昇圧される。
さらに系統流量・圧力調整装置１６で制御棒駆動機構１
８への給水として最適な流量と圧力に制御された後、各
水圧制御ユニツト１７に分岐して供給される。水圧制御
ユニツト１７は該当する制御棒駆動機構１８の運転モー
ドにより駆動水または冷却水いずれかの供給流路を選択
し制御棒駆動機構１６に供給される。制御棒駆動機構１
８で仕事をした水の大半は原子炉圧力容器１内に流入さ
れる。

制御棒駆動機構１８は炉心内の制御棒を１本ずつ動かす
必要があるため1100ＭＷｅ出力級の原子炉では通常１８
５基あり、その１基ごとに対応して１台の水圧制御ユニ
ツト１７が接続されている。前記スピルオーバライン１
２からの復水流量は、制御棒駆動水圧系への通常必要流
量の約1.5倍の流量が供給され、供給ライン１３を介し
て制御棒駆動ポンプ１５に制御棒駆動水圧系への必要流
量として吸引される。一方、余剰水は供給ライン１３を
通つてタービンホツトウエル３の水位調整用として復水
貯蔵タンク１４に送入される。

このスピルオーバライン１２からの全流量はスピルオー
バライン途中に設置され、タービンホツトウエルの水位
調節器（ＬＣ）と応答する流量調整弁２２により制御さ
れる。復水貯蔵タンク１４に流入した前記の復水余剰水
は復水輸送ポンプ１９および移送ライン２０を介し、補
給水量としてタービンホツトウエル４に戻される。この
補給水流量は前記スピルオーバラインの流量調整弁２２
と同様にタービンホツトウエルの水位調節器（ＬＣ）と
応答して移送ライン中に設けられた流量調整弁２３によ
り制御される。以上は原子炉の定常運転時における復水
給水系および制御棒駆動水圧系への給水運転流路を示す
ものであり、この運転状態においては給水戻りライン２
５に設けられた流水調整弁２４は閉弁、脱気装置２１は
運転停止されている。

次に原子炉発電設備の定期検査期間中などのタービン運
転停止時における制御棒駆動水圧系への給水運転流路に
ついて説明する。

タービン３の運転停止中はタービンホツトウエル４から
の復水供給が断れるため、制御棒駆動水圧系への給水は
復水貯蔵タンク水を取水源とし、復水輸送ポンプ１９よ
り汲み出した水は移送ライン２０より分岐する給水戻り
ライン２５を通り、流量調整弁２４にて流量調節をされ
た後、脱気装置２１で水中に溶解している溶存酸素が除
去されて復水給水ライン６に送入し、更に復水濾過装置
７および復水脱塩装置で水中の腐食生成物等の不純物が
除去される。この充分に浄化された復水はスピルオーバ
ライン１２から供給水ライン１３を介して制御棒駆動水
ポンプ１５に給水される。尚、この給水流路の運転時は
復水給水系の低圧復水ポンプ５および復水昇圧ポンプ９
の出入口側および供給水ライン１３の復水貯蔵タンク入
口側は常設の隔離弁（図示せず）で隔離されているのは
勿論である。

この時、スピルオーバライン１２の流量調整弁２２はタ
ービン３の運転停止に伴い自動的にタービンホツトウエ
ルの水位調節器との応答が隔離され全開状態に保持され
る自力式調整弁である。

一方、補給水移送ライン２０の下流に設けられた流量調
整弁２３は前記流量調整弁２２と反対に水位調節器との
応答が隔離された全閉状態となる自力式調整弁となつて
いる。

また、給水戻りライン２５に設ける流量調整弁２４は電
動式制御弁とし遠隔操作できるものであると共に原子炉
保護系の検出装置２６と電気的に接続され、スクラム信
号の出力に応答して通常の弁設定開度（約中間開度）か
ら全開状態となる機能を持たせるものとする。これは何
らかの異常による原子炉スクラムの発生時には制御棒駆
動水圧系の水圧制御ユニツト１７中のアキユムレータ
（図示せず）への充水のため一時的に制御棒駆動水圧系
への給水量は通常流量の約２倍の供給流量か必要とな
り、この状態に対処できるものとするためである。

本実施例によれば、従来プラント定常運転時のみに浄化
された復水を制御棒駆動機構へ供給する給水構成として
いたものを、プラント運転中でのスクラム時及び定期検
査などの原子炉運転停止中においても、水質の悪い復水
貯蔵タンク水を直接制御棒駆動機構１８に給水すること
なく、復水給水ライン６に設けられた復水濾過装置７及
び復水脱塩装置８を通して、スピルオーバライン１２を
介して給水するので、常時溶存酸素濃度が低く維持され
た復水を制御棒駆動機構１８に供給することができる。
従つて制御棒駆動機構１８内及び原子炉内構造物のステ
ンレス鋼製部材に対して生じる恐れのある応力腐食割れ
の要因を一層低減することができ、原子炉の健全性が向
上される。同時に炉水の汚染を防止し、原子炉一次系の
放射線量率の上昇を抑制することができ、原子力発電設
備の放射能被曝を低減することができる。さらに常時清
浄化された復水源を使用できるため、現状でしばしば問
題となる復水貯蔵水タンク水からの異物混入による、制
御棒駆動水圧系統機器の事故発生を防止することがで
き、フイルタ保守頻度が大幅に低減され、安定した系統
運用が可能となる。

〔発明の効果〕

上述したように本発明によれば、原子炉の制御棒駆動水
給水装置の復水貯蔵タンク水を清浄化して制御棒駆動機
構に給水できるようにしたので、原子炉の系統機器、配
管及び炉内機器の応力腐食割れと炉水の汚染を防止し、
原子炉の安全性を向上させることができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る制御棒駆動水給水装置の一実施例
を示す系統構成図、第２図は従来の制御棒駆動水給水装
置を示す系統構成図である。 １…原子炉圧力容器、３…タービン、４…タービンホツ
トウエル、６…復水給水ライン、１２…スピルオーバラ
イン、１３…給水ライン、１４…復水貯蔵タンク、１８
…制御棒駆動機構、１９…復水輸送ポンプ、２０…復水
移送ライン、２５…給水戻りライン。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】原子炉により発生した蒸気によってタービ
   ンを駆動した後の凝縮した復水を貯溜するタービンホッ
   トウエルと、このタービンホットウエルから前記復水を
   浄化する復水浄化手段を経由して前記原子炉へ給水する
   復水給水ラインと、この復水給水ラインの前記復水浄化
   手段の出口側から分岐されたスピルオーバラインと、こ
   のスピルオーバラインが接続され、一方を、前記原子炉
   の炉心に対して制御棒の挿入または引抜きを水圧によっ
   て行う制御棒駆動機構に制御棒駆動水ポンプを介して接
   続し、他方を、前記制御棒駆動機構への給水を貯蔵する
   復水貯蔵タンクに接続した給水ラインと、この復水貯蔵
   タンクから前記タービンホットウエルに復水輸送ポンプ
   を介して復水を移送する復水移送ラインとを具備した制
   御棒駆動水給水装置において、 前記復水移送ラインの前記復水輸送ポンプの出口側と、
   前記復水給水ラインの前記復水浄化手段の入口側とを接
   続する給水戻りラインを設け、前記復水貯蔵タンクから
   の給水を浄化して前記スピルオーバラインから前記給水
   ラインを介して前記制御棒駆動機構に供給することを特
   徴とする制御棒駆動給水装置。