JPS60181686A - 真空破壊装置 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は、圧力抑制型原子炉格納容器の真空破壊装置、
さらに詳細には、原子炉冷却系配管の破断にともなう冷
却材喪失事故（１ｏｓｓ　ｏｆｃｏｏＬａｎｔａｃｃｉ
ｄｅｎｔ　：以下、ＬＯＣＡと称す）が万一発生した場
合に、格納容器内の健全性を維持する真空破壊装置に関
するものである。

〔発明の背景〕

第１図に従来型（圧力抑制型）原子炉格納容器の内部構
造を示す。原子炉格納容器１は、ダイアフラムフロア４
を介してドライウェル２とウェットウェル３とに仕切ら
れており、ウェットウェル３内には、サプレッションプ
ール水５が貯えられ、ドライウェル２とウェットウェル
３とは、プール水５中に下端開口部を水没させた複数本
のベント管６，６・・・を介して接続されている。図中
、７はベンド管６に設けられた真空破壊弁を示し、真空
破壊弁７は、ウェットウェル何気相部８内に位置してい
る。

以上の構成において、原子炉冷却系配管の破断にともな
って万−ＬＯＣＡが発生した場合、格納容七：第１内の
圧力変化特性は大略下記のとおりとなる（なお、ＬＯＣ
八発へ時における格納容器１内の圧力変化特性を第２図
に示す）。

（１）原子炉冷却系配管の破断にともない、圧力容器内
の冷却材は、−次系配管の破断口を通って格納料器１の
ドライウェル２内にブローダウンし、ドライウェル２内
の温度と圧力とを上昇させる（第２図−■）。

（２）　ドライウェル２内の圧力上昇にともない、ベン
ト管６内に存在している非凝縮性のガスがサプレッショ
ンプール水５中に押し出され、次いでドライウェル２内
の蒸気がプール水５中に排出される。ベント管６からプ
ール水５中に排出された非凝縮性ガスは、ウェットウェ
ル側気相部８に移行し、ドライウェル２からプール水５
中に排出された蒸気は、プール水５によって凝縮される
。しだがって、ウェットウェル３内の温度と圧力とが上
昇する（第２図−■）。

（３）圧力容器内の冷却材が流出するにつれ、原子炉圧
力は減少し、これにともない、ドライウェル２内にブロ
ーダウンする冷却材のエネルギーも減少する。ドライウ
ェル２内にブローダウンした冷却材ｔ−１：、ベント管
６を通ってサプレッションプール水５中に流出し続ける
が、ドライウェル２内にブローダウンする冷却材のエネ
ルギーがベント管６から排出される冷却材の排出エネル
ギーよシも小さくなると、ドライウェル２内の温度と圧
力とが下降し始める（第２図−■）。

（４）ベント管６からサプレッションプール水５中に排
出される冷却材の排出量は、ドライウェル２内の圧力減
少にともなって低下してくるので、ウェットウェル側気
相部８とドライウェル２間の圧力差は、ベント管６の水
頭差圧に近づいてくる（第２図−■）。

（５）ＬＯＣＡ発生後、緊急炉心冷却系によって炉心が
再冠水されると、あふれた水が一次系配管の破断口から
ドライウェル２内に流出してくるので、ドライウェル２
内の蒸気が凝縮される。ドライウェル２内の蒸気が凝縮
されると、ドライウェル２とウェットウェル３とを結ぶ
真空破壊弁７が作動し、ＬＯＣ八発へ後ウェつトウェル
側気相部８に移行していた空気がドライウェル２内に戻
される（第２図−■）。

（６）続いて、残留熱除去系（ｒｅ５ｉｄｕａｌ　ｈｅ
ａｌｒｅｍｏｖａｌ　ｓｙｓｔｅｍ　：以下、ＲＨＲと
称す）熱交換器が作動し、ＲＨＲＨＲ熱交換器って冷却
されたサプレッションプール水５は、格納容器スプレィ
によってドライウェル２内とウェットウェル側気相部８
とに散布される（第２図−■）。

（７）炉内の発生熱量がＲＨＲ，熱交換器の除去熱量よ
りも大きい間、格納容器１内の温度と圧力とが徐々に増
加する（第２図−■）。

（８）炉内における崩壊熱の減少により、轟該炉内の発
生熱量がＲ，ＨＲ熱交換器の除去熱量以下となると、格
納容器１内の温度と圧力とが徐々に低下する。

ここで、ＬＯＣＡ発生時における真空破壊弁７の作動に
ついて、第３図および第４図を用いて詳細に説明すると
、ＬＯＣＡが発生した場合、ドライウェル２内の蒸気は
、ベント管６を介してウェットウェル３のサプレッショ
ンプール水５中に送す込まれ、プール水５によって凝縮
作用をうける。その際、ベント管６内に存在している非
凝縮性のガスは、プール水５中に排出され、この非凝縮
性ガスの排出によってプール水５の液面は上昇しくプー
ルスウェル現象）、ウェットウェル３内の圧力がドライ
ウェル２内の圧力よりも高くなり、ベント管６に設けら
れている真空破壊弁７が開弁する（第４図（イ）および
（ロ）の符号Ｘ部参照）。上記したプールスウェルの後
、ベント管６からは、長時間にわたって蒸気が排出され
るが、ｔの状態において、ベント管６の下端開口部（出
口）では、不連続的に蒸気が凝縮するため（チャギング
現象）、ベント管６内の圧力も不連続的に変動する。し
かして、上記したベント管６内の不連続的な圧力変動に
よって、ウェットウェル３内の圧力がドライウェル２内
の圧力よシも高くなると、プールスウェル時と同様、真
空破壊弁７が開弁するが（第４図（イ）および（ロ）の
符号Ｙ部参照）、チャギング時における真空破壊弁７の
開弁動作は数百回程度におよぶ。このため、従来におい
ては、チャギング過程における数百回もの開弁動作に十
分耐え得るよう、真空破壊弁７を堅牢でしかも精度よく
設計、製作する必要があシ、原子炉の健全性を維持する
観点からは、上記真空破壊弁７を逐次交換しなければな
らず、メンテナンスに必要とする労力と費用とは多大な
ものがあった。

〔発明の目的〕

本発明は、上記した従来技術の問題点を解決すべく、種
々検討を重ねだ結果なされたものであって、その目的と
するところは、ＬＯＣ八発へに際し、プールスウェル時
には作動するが、プールスウェルの後に続くチャギング
時にあっては、従来の真空破壊弁のごとき数百回にもお
よぶ連続動作を回避することのできる、従来にない新規
な構造の真空破壊装置を提供しようとするものである。

〔発明の概要〕

上記目的を達成するため、本発明は、圧力抑制型原子炉
格納容器のドライウェルとウェットウェル側気相部との
間にプール水を貯え、ウェットウェル側気相部に一端を
開口するパイプの他端を上記プール水中に開口してなる
ことを特徴とするものである。

〔発明の実施例〕

以下、本発明を、第５図の一実施例にもとづいて説明す
ると、同図は本発明装置を組み込んだ圧力抑制型原子炉
格納容器の内部構造を示し、第１図と同一符号は同一部
分、すなわち１は格納容器全体の総称、２はドライウェ
ル、３はウェットウェル、４はダイアフラムフロア、６
はベント管、８はウェットウェル側気相部で、本発明に
おいては、格納容器１のドライウェル２とウェットウェ
ル側気相部８との間にプール水１０を貯え、ウェットウ
ェル側気相部８に一端を開口するパイプ１１の他端を上
記プール水１０中に開口したことを要旨とするものであ
る。なお、第５図の実施例においては、格納容器１の壁
部とダイアフラムフロア４との境に環状プール９を設け
、かつウェットウェル側気相部８とプール水１０との間
を結ぶパイプ１１を二重管１１ａ、ｌｌｂで構成し、上
記二重管ｔｉａ、　１ｔｂの内側管１１ａをプール底壁
９ａと一体成形して、その下端開口部をウェットウェル
側気相部８に臨ませるとともに、上記二重Ｗｉ’ｔａ、
ｌｌｂの内側管通路１２と外側管通路１３とを連通し、
外側管１１ｂの開口部をプール水１０中に臨ませた場合
を示した。図中、１１Ｃはウェットウェル側気相部８と
プール水１０との間を結ぶパイプ１１の途中に設けた拡
張部を示している。

以上の構成において、原子炉冷却系配管の破断にともな
うＬＯＣＡが万一発生した場合、ドライウェル２内の圧
力は、ウェットウェル３内の圧力よシも高くなるため、
パイプ１１内の水位が上昇するが、パイプ１１の途中に
は、拡張部１１Ｃが設けられているため、ドライウェル
２内に位置するパイプ１１の長さをそれほど長くしなく
とも、プール水１０がウェットウェル３内に流れ込むの
を防止でき、装置のコンパクト化に寄与する。しかして
、ドライウェル２内の圧力上昇にともない、当該ドライ
ウェル２内の蒸気が、ベント管６を介してウェットウェ
ル３のサプレッションプール水中に送シ込まれ、当該プ
ール水によって凝縮作用をうけるが、これに先立ち、ベ
ント管６内に存在している非凝縮性ガスがサプレッショ
ンプール水中に排出され、この非凝縮性ガスの排出によ
ってサプレッションプール水の液面は上昇しく　フ−ル
スウエル現象）、ウェットウェル３内の圧力がドライウ
ェル２内の圧力よシも高くなると、ウェットウェル何気
相部８内の空気は、パイプ１１の水浸部水頭差圧力を越
えてドライウェル２内に流入する。なお、圧力抑制型原
子炉格納容器内に組み込まれている従来型真空破壊弁の
作動差圧は０．５ｐｓ　ｉｄ　（ｐｏｕｎｄ　ｐｅｒ　
５ｑＵａｒｅ　１ｎｃｈ　ｄｉｆｆｅｒｅｎｔｉａｌ）
以下とされているが、本発明においては、パイプ１１の
水浸部水頭差圧力を０．５ｐｓｉｄに設定してこれを上
記本発明装置の作動差圧、すなわちベントクリア値とし
、かつプール水１０の最高水位（第５図に符号ｔ１で示
す）をベント管６の入口高さく第５図に符号ｔ２で示す
）と一致させれば、ＬＯＣＡ発生に際してダイアフラム
フロア４に流出した水が環状プール９内に流れ込んでも
、上記したベントクリア値を常に０．５ｐｓｉｄ以下に
保つことができる。

上記したプールスウェル現象以後、ベント管６からは、
長時間にわたって蒸気が放出され、ベント管６の出口で
は、不連続的に蒸気が凝縮され、いわゆるチャギング現
象がみられるが、ＬＯＣＡ少ないこの時期において、ウ
ェットウェル何気相部８内の空気がドライウェル２内に
流入する、いわゆるベントクリア現象はみられない。

第６図に本発明装置の他の実施例を示す。第６図におい
て、第５図と同一符号は同一部分を示し、第６図の実施
例においては、ウェットウェル側気相部８とプール水１
０との間を結ぶパイプ１１を二重管とすることなく、そ
の一端開口部を、ダイアフラムフロア４を貫通してウェ
ットウェル側気相部８に臨ませる場合を示した。

第７図に本発明装置のさらに他の実施例を示す。

第７図において、第６図と同一符号は同一部分を示し、
第７図の実施例においては、ウェットシェル側気相部８
とプール水１０との間を結ぶパイプ１１の一端開口部を
、ベント管６内の通路を介してウェットウェル側気相部
８に臨ませる場合を示した。

しかして、第５図に示す実施例と第７図に示す実施例と
にあっては、第６図に示す実施例に比べて、ダイアフラ
ムフロア貢通孔の数を少なくすることができるので、ダ
イアフラムフロア４の強度が低下したシ、断熱性が損な
われるといった問題はなく、上記問題を解決するための
手轟を特に必要としない。

〔発明の効果〕

本発明は以上のごときであシ、本発明に係る真空破壊装
置は、原子炉冷却系配管の破断にともなうＬＯＣＡ発生
に際し、プールスウェル時には作動するが、プールスウ
ェルの後に続くチャギング時にあっては、従来の真空破
壊弁のごとき数百回にもおよぶ連続動作を回避すること
ができるものであり、しかも真空破壊弁のごとき機械的
駆動部分を有していないから、その信頼性は高く、メン
テナンスフリーを容易に実現できるものであって、本発
明によれば、従来にない新規な構造の真空破壊装置を得
ることができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来型（圧力抑制型）原子炉格納容器の内部構
造を示す縦断面図、第２図は冷却材喪失事故時における
格納容器内の圧力変化特性線図、第３図は第１図の一部
拡大図、第４図（イ）および（ロ）は冷却材喪失事故に
おける真空破壊弁の作動圧力特性線図、第５図は本発明
に係る真空破壊装置の一実施例を示す縦断面図、第６図
および第７図はいずれも本発明装置の他の実施例を示す
縦断面図である。 １・・・原子炉格納容器、２・・・ドライウェル、３・
・・ウェットウェル、４・・・ダイアフラムフロア、６
・・・ベント管、８・・・ウェットウェル側気相部、９
・・・環状プール、９ａ・・・プールＪｊｌ壁、１０・
・・７’−＃水、１１・・・パイプ、ｌｌａ・・・内側
管、ｉｉｂ・・・外側管、１１Ｃ・・・拡張部、１２・
・・内側管通路、１３・・・外側管通路。 代理人　弁理士　長崎博男 （ほか１名） 狛４図 千５図

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、圧力抑制型原子炉格納容器のドライウェルとウェッ
   トウェル側気相部との間にプール水を貯えウェットウェ
   ル側気相部に一端を開口するパイプの他端を上記プール
   水中に開口してなることを特徴とする真空破壊装置。 ２、特許請求の範囲第１項記載の発明に訃いて、ウェッ
   トウェル側気相部とプール水との間を結ぶパイプを二重
   管で構成し、上記二重管の内側管をプール底壁と一体成
   形して、その下端開口部をウェットウェル側気相部に臨
   ませるとともに、上記二重管の内側管通路と外側管通路
   とを連通し、外側管の開口部をプール水中に臨ませた真
   空破壊装置。 ３、特許請求の範囲第１項記載の発明において、一端を
   プール水中に開口したパイプの他端を、ダイアフラムフ
   ロアに取り付けられているベント管内通路を介してウェ
   ットウェル側気相部に開口した真空破壊装置。 ４、特許請求の範囲第１項ないし第３項のいずれかに記
   載の発明において、ウェットウェル側気相部とプール水
   との間を結ぶパイプの途中に拡張部を有する真空破壊装
   置。 ５、特許請求の範囲第１項ないし第４項のいずれかに記
   載の発明において、ドライウェルとウェットウェル側気
   相部との間に貯えられているプール水の最高水位を、ダ
   イアフラムフロアに取り付けられているベント管の入口
   高さと一致させた真空破壊装置。