JPS5823915B2 - 原子炉の制御棒駆動水配管 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は沸騰水型原子炉に係り、特に制御棒駆動用の駆
動水配管に係る。

第３図は原子炉の制御棒駆動機構に対する一般的な配管
系を示すものである。

同図において、５は圧力調整弁、６は制御棒駆動水ポン
プ、１１は制御棒ハウジング、１２は制御棒挿入用給水
管、１３は制御棒引抜用給水管、１４，１５，１６゜１
７は弁、３１は制御棒駆動水配管、３２は冷却水配管、
３３は原子炉スクラム配管、３４は駆動水制御装置、４
は制御棒駆動水戻り管である。

この装置において、制御棒を上下する場合には制御棒ハ
ウジング１１に制御棒駆動水ポンプ６よりの高圧水を注
水する。

制御棒を挿入する場合は１．弁１４を開いて、ハウジン
グ１１の下部に注水し、同時に弁１７を開いてハウジン
グ上部に入っている水を抜き、ハウジング上下の差圧に
よって制御棒を挿入する。

制御棒の位置が決定する弁１４、弁１７を閉じて駆動水
が供給されないようにする。

その後は冷却水配管３２より小量の冷却水を注入し、残
りの水量は制御棒駆動水戻り管４の方に流しておく。

また、原子炉をスクラムさせる時は駆動水制御装置３４
より大量の水を制御棒ハウジング１１に注入して制御棒
を挿入する。

その後、駆動水制御装置３４へ駆動水ポンプ６により水
を補給する。

この時、大量の水が駆動水制御装置３４の方へ流れるた
め、駆動水戻り管４を流れる水量は急激に減少し、零近
くになることもある。

以上のように、この装置では制御棒を駆動するため、冷
却水を注入する為、スクラム水を補給するため等により
、駆動水ポンプ６は常時運転されており、また、各操作
時に必要流量、必要圧力が異なるので、それを調整する
ため圧力調整弁５により圧力を変えながら駆動水戻り管
４に常時水を流している。

戻り管４を流れる水を有効に利用するため、戻り管４は
一般に原子炉圧力容器に接続されている。

第１図は従来における駆動水戻り管の接続を示す略図で
あり、第３図における各配管の詳細は図示を省略してい
る。

第１図に見られるように、従来は、駆動水戻り管４を原
子炉圧力容器１に直接接続していた。

なお、図中、２は制御棒駆動装置、３は制御棒駆動水管
、５は圧力調整弁、６は駆動水ポンプ、７は給水管、８
は原子炉冷却材浄化系、９は格納容器である。

第１図の装置において、通常運転中は駆動水が低温のた
め、戻り管４のノズルは低温になっている。

しかし、原子炉スクラム時に戻り管側の水量が急減する
と、圧力容器内の高温水が戻り管ノズル側に逆流してく
る。

この時、急激な温度差のため、戻り管ノズル部に熱応力
が作用する。

この動作が原子炉スクラム毎にくり返されるため、ノズ
ル部に亀裂等の発生する恐れがある。

本発明の目的は、原子炉圧力容器に接続している他の高
温水配管に戻り管を接続して、戻り管の低温水を高温水
に注入し、圧力容器ノズルには、低温水が直接接触しな
いようにすることによって熱応力によるノズル亀裂を防
止することにある。

以下、本発明の詳細な説明する。

第２図において、圧力調整弁５に接続された駆動水戻り
管４１は原子炉冷却材浄化系８に接続され、ここに注入
された駆動水戻りは給水管７を経て原子炉に注入される
ようになっている。

この実施例によれば、駆動水戻りの低温水を原子炉冷却
材浄化系の高温水に注入するため、原子炉圧力容器１の
ノズルには、低温水が接触することはない。

そのため、制御棒駆動水戻りによる熱応力は大幅に軽減
される。

温度の一例をあげると次のようになる。

原子炉冷却材浄化系 ２２５°Ｃ １４５７７１”／ ｈ 制御棒駆動水戻り ４０°Ｃ ３ｍ”／ ｈ これの平均水温は （２２５Ｘ１４５＋４０Ｘ３）÷１４８ ＝２２１°Ｃ となる。

この時の原子炉圧力容器内の水温は２８５°Ｃであるの
で、 ２８５−２２１＝６４８Ｃ ２８５−４０＝２４５°Ｃ となって、温度差は約１／４ に軽減される。

なお原子炉冷却材浄化系側は、６０℃から６４°Ｃとな
り多少温度差は大きくなるが、約７％にすぎず問題にな
らない。

第４図は本発明の他の実施例を示すもので、第２図と異
なるのは制御棒駆動水戻り管４２を再生熱交換器５１人
口側の原子炉冷却材浄化系へ接続している点である。

この実施例では、原子炉冷却材浄化系側も低温（約５０
℃）であるため、制御棒駆動水戻り管との温度差も小さ
く配管どうしの熱応力もさけることができるという効果
がある。

なお、合流した水は再生熱交換器で昇温された後に原子
炉圧力容器に注入されるため圧力容器ノズルへの熱影響
は小さい。

尚、前述の２つの実施例によれば、そのいずれにおいて
も、１駆動水ポンプを利用して原子炉の耐圧試験、水張
を行うことが可能である。

従って、本系統は原子炉運転時だけでなく、その停止時
にも利用が計れるものである。

本発明によれば、駆動水戻り管を圧力容器に直接接続せ
ず、圧力容器に接続された他の配管に接続したため、圧
力容器へ注入する水温を高くすることができ、圧力容器
ノズルへの熱応力を軽減することができるという効果が
ある。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来の制御棒駆動水戻り管の接続を示す路線図
、第２図は本発明による制御棒駆動水戻り管の接続を示
す路線図、第３図は制御棒駆動水系の路線図、第４図は
本発明の他の実施例を示す路線図である。 符号の説明、１・・・・・・原子炉圧力容器、２・・・
・・・制御棒駆動装置、３・・・・・・制御棒駆動水管
、４，４１゜４２・・・・・・制御棒駆動水戻り管、５
・・・・・・圧力調整弁、６・・・・・・制御棒駆動水
ポンプ、７・・・・・・給水管、８・・・・・・原子炉
冷却材浄化系、５１・・・・・・再生熱交換器。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 原子炉の制御棒駆動用圧力調整用水の戻り管を、原
   子炉圧力容器に接続された他の高温水配管に接続し、前
   記他の高温水配管を介して原子炉圧力容器に注入するよ
   うにしたことを特徴とする原子炉の制御棒駆動水配管。