JPS5939720B2

JPS5939720B2 - 残留熱除去装置

Info

Publication number: JPS5939720B2
Application number: JP55177489A
Authority: JP
Inventors: 克治前田
Original assignee: Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1980-12-16
Filing date: 1980-12-16
Publication date: 1984-09-26
Also published as: JPS57100388A

Description

【発明の詳細な説明】本発明は沸騰水形原子炉の残留熱除去装置に関する。

一般に沸騰水形原子炉には残留熱除去装置が設けられて
おり、原子炉停止時等において原子炉圧力容器内の炉水
を取出して熱交換器を介して循環させ、炉心で発生する
崩壊熱等の残留熱を除去するように構成されている。

そして、従来この残留熱除去装置は第１図に示す如く構
成されていた。

すなわち、１は原子炉圧力容器であって、この原子炉圧
力容器１内には炉心（図示せず）が収容されている。

また、２は原子炉再循環ポンプ、３は原子炉再循環管路
である。

そして、上記原子炉再循環管路３には炉水取出管路４が
分岐接続されており、炉水の一部を取出せるように構成
されている。

そして、この炉水取出管路４を介して取出された炉水は
残留熱除去系ポンプ５によって残留熱除去系熱交換器６
に送られて冷却されるように構成されている。

そしてこの残留熱除去系熱交換器６によって冷却された
炉水の一部は炉水戻し管路７を介して原子炉再循環管路
３に戻され、また残りの炉水は炉水戻し管路８を介して
直接原子炉圧力容器１内に戻されるように構成されてい
る。

また１、才記炉水取出管路４にはプール水供給管路９が
分岐接続されており、このプール水供給管路９は原子炉
格納容器の圧力抑制プール１０内に連通している。

また、上記炉水戻し管路８にはプール水戻し管路１１が
分岐接続され、このプール水戻し管路１１は上記の圧力
抑制プール１０内に連通している。

そして、原子炉の停止時等には上記のプール水供給管路
９の途中に設けられた開閉弁１２およびプール水戻し管
路１１の途中に設けられた開閉弁１３を閉弁するととも
に炉水取出管路４の途中に設けられた開閉弁１４および
炉水戻し管路７，８の途中に設けられた開閉弁１５．１
６を開弁して残留熱除去系ポンプ５を運転し、残留熱除
去系熱交換器６を介して炉水を循環し、炉心で発生する
残留熱を除去する。

また、原子炉の運転時においてはこの残留熱除去装置は
長期間にわたって運転されないので、定期的にサーベイ
ランス運転と称する試験運転をおこない、その機能を確
認する。

そして、このようなサーベイランス運転の際には炉水を
循環することかできないので炉水取出管路４の開閉弁１
４および炉水戻し管路γ。

８の開閉弁１５．１６を閉弁しておくとともにプール水
供給管路９の開閉弁１２およびプール水戻し管路１１の
開閉弁１３を開弁して残留熱除去系ポンプ５を運転し、
このプール水供給管路９およびプール水戻し管路１１を
介して圧力抑制プール１０内のプール水１７を循環させ
、上記のサーベイランス運転をおこなう。

そして、このサーベイランス運転が終了した後は炉水取
出管路４、残留熱除去系熱交換器６、炉水戻し管路７，
８等の内部に残ったプール水を排出せずにそのまま満水
状態としておき、これらの内面が空気に触れて酸化する
のを防止するいわゆる満水保管をおこなっている。

しかし、上記の圧力抑制プール１０内のプール水１７に
は一般に飽和状態に近い高濃度の溶存酸素が存在してお
り、上記の如き満水保管をおこなってもなおかつ炉水取
出管路４、残留熱除去系熱交換器６、炉水戻し管路７゛
、８等の内面に相当量の錆が発生する。

そして、この錆は次の原子炉が停止してこの残留熱除去
装置が運転されると循環される炉水とともに原子炉圧力
容器１内に持ち込まれ、燃料棒の表面等に付着して燃料
の健全性に悪影響を与え、またこの錆が放射化されてい
わゆる放射性クラッドになる等の不具合があった。

本発明は以上の事情にもとづいてなされたものでその目
的とするところは停止保管時における配管内面等の錆の
発生がきわめて少なく、この錆による燃料の健全性への
悪影響や放射性クラッド等の発生量の低減することがで
きる残留熱除去装置を得ることにある。

以下本発明を第２図に示す一実施例にしたがつて説明す
る。

図中１０１は原子炉圧力容器であって、この原子炉圧力
容器１０１内には炉心（図示せず）が収容されている。

また、１０２は原子炉再循環ポンプ、１０３は原子炉再
循環管路である。

そして、上記原子炉再循環ポンプ１０２の吸込側の原子
炉再循環管路１０３には炉水取出管路１０４が分岐接続
され、上記原子炉再循環管路１０３を介して炉水が取出
されるように構成されている。

そして、この炉水取出管路１０４の途中には開閉弁１２
９が設けられているとともに残留熱除去系ポンプ１０５
の吸込側に連通され、取り出された炉水はこの残留熱除
去系ポンプ１０５によって残留熱除去系熱交換器１０６
に送られるように構成されている。

そして、この残留熱除去系熱交換器１０６に送られた炉
水は外部から送られた冷却材と熱交換され、冷却される
ように構成されている。

そしてこの残留熱除去系熱交換器１０６によって冷却さ
れた炉水の一部は炉水戻し管路１０７および開閉弁１０
８を介して原子炉再循環ポンプ１０２の吐出側の原子炉
再循環管路１０３に戻され、また残りの炉水は炉水戻し
管路１０９および開閉弁１１０を介して直接原子炉圧力
容器１０１内に戻されるように構成されている。

また、上記炉水取出管路１０４にはプール水供給管路１
１１が分岐接続されており、このプール水供給管路１１
１は原子炉格納容器の圧力抑制プール１１２内に連通し
ている。

なお、このプール水供給管路１１１の途中には開閉弁１
１３が設けられている。

また、上記炉水戻し管路１０９の途中にはプール水戻し
管路１１４が分岐接続され、このプール水戻し管路１１
４は上記圧力抑制室１１２に連通している。

そして、このプール水戻し管路１１４の途中には開閉弁
１１５が設けられている。

また、１１６は脱気水タンクであって、この脱気水タン
ク１１６内には所定量の脱気水１１７が貯溜されている
。

そして、この脱気水タンク１１６には真空ポンプ１１８
が接続されており、この脱気水タンク１１６内を真空に
排気し、内部に貯溜されている水の中に溶解していを溶
存酸素等を脱気するように構成されている。

そして、上記プール水供給管路１１１が分岐接続されて
いる箇所より上流側の箇所の炉水取出管路１０４には暖
気水供給管路１１９が分岐接続されており、この脱気水
供給管路１１９は上記脱気水タンク１１６に連通してい
る。

そして、この脱気水供給管路１１９の途中には開閉弁１
２０が設けられ、また脱気水タンク１１６内の脱気水１
１７を上記炉水取出管路１０４に送る脱気水ポンプ１２
１が設けられている。

また、上記炉水戻し管路１０７，１０９には脱気水戻し
管路１２２゜１２３がそれぞれ分岐接続されており、こ
れら脱気水戻し管路１２２，１２３は１本の脱気水集合
戻し管路１２４にまとめられ、上記の脱気水タンク１１
６に連通している。

そして、上記脱気水戻し管路１２２，１２３の途中には
それぞれ開閉弁１２６．１２７が設けられ、また脱気水
集合戻し管路１２４の途中にはこの管路内を流れる水の
溶存酸素濃度を測定する溶存酸素濃度検出器１２８が設
けられている。

以上の如く構成された本発明の一実施例は、原子炉停止
時等には炉水取出管１０４の開閉弁１２ｇ。

炉水戻し管路１０７，１０９の開閉弁１０８゜１１０を
開弁するとともにプール水供給管路１１１の開閉弁１１
３、プール水戻し管路１１４の開閉弁１１５脱気水供給
管路１１９の開閉弁１２０および脱気水戻し管路１２２
，１２３の開閉弁１２６゜１２７をそれぞれ閉弁して残
留熱除去系ポンプ１０５を運転する。

したがって炉水は炉水取出管路１０４、残留熱除去系熱
交換器１０６、炉水戻し管路１０７，１０９を介して循
環され、炉心で発生する崩壊熱等の残留熱を除去する。

そして、原子炉運転時等においては炉水取出管路１０４
の開閉弁１２９および炉水戻し管路１０７，１０９の開
閉弁１０８，１１０を閉弁するとともにプール水供給管
路１１１の開閉弁１１３およびプール水戻し管路１１４
の開閉弁１１５を開弁し、残留熱除去系ポンプ１０５を
運転して圧力抑制プール１１２内のプール水１３０を循
環し、この残留熱除去装置のサーベイランス運転をおこ
なう。

そして、このサーベイランス運転が終了したらプール水
供給管路１１１の開閉弁１１３、プール水戻し管路１１
４の開閉弁１１５を閉弁するとともに脱気水供給管路１
１９の開閉弁１２０および脱気水戻し管路１２２，１２
３の開閉弁１２６，１２７を開弁して脱気水ポンプ１２
１および残留熱除去系ポンプ１０５を運転して脱気水タ
ンク１１６内の脱気水１１７を循環させる。

したがって、上記炉水取出管路１０４、残留熱除去系熱
交換器１０６および炉水戻し管路１０７，１０９内に残
留しているプール水１３０は溶存酸素濃度の小さな脱気
水１１７で置換される。

そして、上記残留しているプール水１３０が完全に脱気
水１１７で置換されたら開閉弁１２０，１２６，１２７
を閉弁し、炉水取出管路１０４、残留熱除去系熱交換器
１０６および炉水戻し管ｍｌ０７、１０．９内に脱
気水を充満した状態で満水保管する。

そして、この脱気水１１７はその溶存酸素ａ度が低いの
で、保管中にこれらの内面で錆が発生することが防止さ
れる。

なお、この一実施例では脱気水集合戻し管路１２４に溶
存酸素濃度検出器１２８が設けられているので、この溶
存酸素濃度検出器１２８によって脱気水集合戻し管路１
２４内を流れる水の溶存酸素濃度を測定監視することに
よってプール水１３０が脱気水１１７て完全に置換され
たか否かを検知できる。

また脱気水供給管路１１９はプール水供給管路１１１の
分岐接続箇所よりも上流側で炉水取出管路１０４に分岐
接続され、また脱気水戻し管路１２２，１２３はプール
水戻し管路１１４の分岐接続箇所より下流側で炉水戻し
管路１０７゜１０９に分岐接続されているので、残留し
たプール水１３０を残すことなく完全に脱気水１１７で
置換できる。

上述の如く本発明は脱気水を貯溜する脱気水タンクを設
け、この脱気水を炉水取出管路に供給する脱気水供給管
路と炉水戻し管路から脱気水を８Ｊ’ｅ気水クンクに戻
す脱気水戻し管路とを設けたものである。

したがって圧力抑制プール内のプール水を用いてこの残
留熱除去装置のサーベイランス運転をおこなった後上記
脱気水供給管路および脱気水戻し管路を介して脱気水タ
ンク内の脱気水を循環し、残留した溶存酸素濃度の高い
プール水を溶存酸素濃度の低い脱気水で置換して満水保
管することができる。

また、脱気水供給管路はプール水供給管路の分岐接続箇
所よりも上流側で炉水取出管路に分岐接続され、また脱
気水戻し管路はプール水戻し管路の分岐接続箇所より下
流側で炉水戻し管路に分岐接続されているので、残留し
たプール水を残すことなく完全に脱気水で置換できる。

したがって保管中において炉水取出管路、残留熱除去系
熱交換器、炉水戻し管路等の内面に錆が発生することが
防止され、このような錆が原子炉圧力容器内−に持込ま
れることによる燃料の健全性への悪影響や放射性クラッ
ドの発生量の増加等の不具合を有効に防止できる等その
効果は犬である。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来例の概略系統図、第２図は本発明の一実施
例の概略系統図である。１０１・・・・・・原子炉圧力容器、１０４・・・・・
・炉水取出管路、１０５・・・・・・残留熱除去系ポン
プ、１０６・・・・・・残留熱除去系熱交換器、１０７
，１０９・・・・・・炉水戻し管路、１１２・・・・・
・圧力抑制プール、１１１・・・・・・プール水供給管
路、１１４・・・・・・プール水戻し管路、１１６・・
・・・・脱気水タンク、１１７・・・・・・脱気水、１
１９・・・・・・脱気水供給管路、１２２，１２３・・
・・・・脱気水戻し管路。

Claims

【特許請求の範囲】

１残留熱除去系ポンプと、この残留熱除去系ポンプの
吸込側と原子炉圧力容器内とを連通し上記原子炉圧力容
器内の炉水を取出して上記残留熱除去系ポンプに供給す
る炉水取出管路と上記残留熱除去系ポンプによって送ら
れた炉水を冷却する残留熱除去系熱交換器と、この残留
熱除去系熱交換器で冷却された炉水を上記原子炉圧力容
器内に戻す炉水戻し管路と、上記炉水取出管路に分岐接
続されるとともに原子炉格納容器の圧力抑制プール内に
連通しこの圧力抑制プール内のプール水を上記残留熱除
去系ポンプに供給するプール水供給管路と、上記炉水戻
し管路に分岐接続されるとともに上記圧力抑制プール内
に連通しプール水を圧力抑制プール内に戻すプール水戻
し管路と、脱気水を貯溜する脱気水クンクと、この脱気
水タンク内を真空に排気して内部に貯溜されている水を
脱気する真空ポンプと、上記プール水供給管路の分岐接
続箇所より上流側の箇所で上記炉水取出管路に分岐接続
されるとともに上記脱気水クンク内に連通しこの脱気水
タンク内の脱気水を上記残留熱除去系ポンプに供給する
脱気水供給管路と、上記プール水戻し管路の分岐接続箇
所より下流側の箇所で上記炉水戻し管路に分岐接続され
るとともに上記脱気水タンク内に連通し脱気水を上記脱
気水タンク内に戻す脱気水戻し管路とを具備したことを
特徴とする残留熱除去装置。