JPS60181696A - 原子炉格納構造におけるｐＨ値調節装置 - 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】 本発明は、事故の発生に続いて、原子炉の格納構造に注
入するのに用いられる液体ΩｐＨを自動的に且つ受動的
に調節するための装置に関し、より具体的には、事故の
発生に続いて原子炉の格納構造に注水するのに用いられ
る弱酸性のホウ素含有水冷却材のｐＨを調節して再循環
されるホウ素含有冷却水を弱塩基性にする装置に関する
ものである。

原子力発電プラントにおいては、−次冷却材または二次
冷却材の喪失を招く管破断のような事故に続いて、蓄積
されている核分裂生成物の崩壊熱を炉心から取出すため
に緊急炉心冷却系が設けられている。例えば、加圧水型
原子炉（ＰＷＲ）プラントの場合におけるこのような緊
急炉心冷却系においては、ホウ素含有水の弱酸性溶液で
原子炉の格納構造は例えば約３７７Ｌの水位まで注水さ
れ、次いで、弱酸性溶液は原子炉冷却材系の管を通って
再循環される。ボソッ、残留熱除去用熱交換器等を備え
ている緊急炉心冷却系は、通常は、実質的にコンクリー
トから形成されており再循環される水に塩化物を浸出す
る格納構造の床に設けられている緊急用水溜めから、ポ
ンプにより水を取出して再循環する。

原子カプラントのステンレス鋼製の要素、例えば原子炉
内の冷却材配管系ならびに璽−７カード系を塩化物によ
る応力腐蝕および亀裂発生から保護するために、再循環
されている水のｐＨは、事故後ａｇ時間以内にｐＨ＝Ｌ
ｊより大きいかまたはそれに等しい値に調節しなげれば
ならな〜・０ 公知の原子カプラントにおいては、上述のｐＨ調節は、
通常、格納構造の雰囲気全体にアルカリ性溶液をスプレ
ィするため格納構造内に設けられたスプレィ系に水酸化
ナトリウムのアルカリ性溶液を供給することにより実施
されている。

この公知のｐＨ調節方法には２つの大きな欠点がある。

第１に、成る種の事故の態様においては、事故の種類お
よび由々しさに依存し、スプレィ系が作動しない場合が
起り得る。第コに、清浄化、塗料および絶縁等に対する
腐蝕作用等の理由から、格納構造のいろいろな要素なら
びに他のプラント要素に水酸化ナトリウムのアルカリ性
溶液をスプレィすることは望ましくない。

したがって、本発明の主たる目的は、事故に続いて原子
炉の炉心を冷却するために、格納構造に注水するのに用
いられる液体、特にホウ素含有冷却水のｐＨを自動的に
調節するための装置であって、上述の問題や欠点のない
装置を提供することにある。

上の目的で本発明は、事故の発生時に炉心を冷却するた
めの再循環液を注水すべき原子炉格納構造であるて、水
溜めて形成されているコンクリート床および冷却および
再循環のために上記水溜めから液体を取出すための少な
くとも１つの水溜め出口を有している原子炉格納構造に
おけるｐＨ値調節装置において、少なくとも７つの穿孔
された金属容器を上記水溜め内に取付け、該容器に、上
記格納構造に注水するのに用いられる液体で溶解可能で
あり該液体に溶解された時に該液体のｐＨを増加する薬
品を入れ、そして上記容器には、上記液体で溶解可能な
材料からなる保護を設けたことを特徴とするものである
０各容器もしくはバスケットは、同様に循環される液体
に溶解するプラスチック保護被覆するのが好ましく、そ
のようにすれば、格納構造の注水に際して、水溜め内の
液体はバスケットの水位に達して先ず被覆を溶解し、次
いで結晶を溶解し循環液と混合してｐＨを調節すること
になる。

上に指摘したように構造を注水するのに用いられる液体
は、通常、弱酸性であり、特にホウ素を含む水の弱酸性
溶液であるので、バスケット内に収容される化学薬品（
量および種類）は、液体のｐＨを増加する、特に少なく
ともｇ、ｓの値にまで増加するように選択される。水溶
性ｐＨ調節薬品はテトラホウ酸ナトリウムとするのが好
ましく、そしてバスケットのための水溶性保護被覆は、
酸化ポリエチレンから形成するのが好ましい。

この装置は、取扱者の作業あるいはまた作動すべきポン
プや弁を必要としない完全受動装置であり、ｐＨ調節は
、事故注水時に要求される場合にのみ行なわれ、偶発的
な化学薬品の添加あるいは成る種の要素に対する腐蝕性
溶液のスプレィのような懸念は排除される。最後に、本
発明に従って用いられる要素、特にバスケットもしくは
容器は、従来の装置で必要とされる要素と比較して保守
要件が厳しくない要素である。

本発明は、添付図面と関連し、単なる例として以下に述
べる好ましい実施例の記述から一層明瞭になろう。

さて第１図に参照するに、この図には、冷却材流入管路
／コおよび冷却材流出管路／９が設けられている加圧水
型原子炉ｉｏが示しである。

当該技術分野において知られているように、原子炉ｉｏ
は相当量の熱を発生する炉心（図示せず）を格納してい
る。炉心によって発生される熱は、流入管路７．２を介
して原子炉１０内に流入し流出管路１４Ｌを介して流出
する冷却材流により炉心から運ばれる。流出管路／４’
を介して流出する冷却材は熱交換器（図示せず）に送ら
れ、そこで冷却され次いで流入管路／コを介し原子炉内
にポンプ（図示せず）により再循環される。なお、一対
の流入および流出管路１２および／グだけしか示されて
いないが、典型的な原子炉は、それぞれ流入および流出
管路７．２および／ダを含む一つ、３つまたはダつの一
次冷却材系を備え得るものであると理解されたい。

さらに第１図に示しであるように、原子炉１０はコンク
リート壁／６により囲繞された別個の原子炉キャビティ
内に設置されており、そして原子炉１０．壁１６ならび
に原子炉プラントに要求される相当量の設備は格納構造
１ｇ内に配置されている。先に述べたように、そしてま
たこのような原子炉を格納している原子力発電プラント
において慣用のように、−次冷却系または二次冷却系（
図示せず）の何れかにおける原子炉冷却材の相当な喪失
を引き起す事故の発生時には、炉心の冷却を可能にする
ために、格納構造／ｇは、その中のアキュムレータ（図
示せず）および格納構造外部に設けられている水タンク
（図示せず）からのホウ素含有水を注入される。格納構
造を冷却するために該格納構造用のこの注入水を冷却す
ることを可能にするべく、複数の水溜め２２（図面には
そのうち１つだけが示されている）が格納構造／ｇの床
、・−〇に設けられており、そして各水溜め、２．２に
は少なくとも１つの流出パイプコダが設けられており、
このパイプ２’ｌは熱交換系（図示せず）に達しており
、該熱交換系では注入水が冷却され、冷却された水は熱
交換系から再び格納構造／ｇに戻される。事故の性質に
依存して、格納構造に注入するのに用いられる水の再循
環は、例えば３年間にも達するような相当な期間に渡っ
て行なわれ得る０ 先に述べたように、格納構造に注水するのに用いられる
液体は、それが接触する相当数のコンクリート表面から
塩化物を浸出するホウ素含有水の弱酸性溶液であり、し
たがって原子炉のステンレス鋼製の要素やその接続部分
を塩化物による応力腐蝕および亀裂発生から保護するた
めには、注入水のｐＨを、事故後１ＩＩｒ時間以内にＬ
ｊに等しいかまたはそれより大きい値に調節しなげれば
ならない。本発明によれば、注入水のｐＨのこの所望の
調節は、水溜めココ内に適当な化学薬品もしくは物質の
結晶を収容しているバスケットもしくは容器を設けて、
格納構造７ｇの注水に際し、化学薬品が溶解して注入水
と混合するようにすることにより自動的に且つ単純で受
動的な仕方で達成される。このｐＨ調節方法は第２図な
いし第ダ図に図解しである。

第一図ないし第７図に示すように、格納構造の床、２０
に形成されている水溜めココは、単一の流出パイプ、２
１Ｉを有しており、このパイプ・−ダは、水溜めの底部
近傍で水溜めココの側壁λＳを貫通している。なお、唯
一っの流出パイプλダだけしか示されていないが、多く
の事例においては、水溜めには一つのこのような流出パ
イプが設けられる。水溜めココの図示の構造においては
、上側の開端に着脱自在に持上げられるカバー−６が設
けられており、支持側面コアには水が水溜めココ内へと
貫流することができるスクリーンもしくは格子が設けら
れている。図示のように、流出パイプＪ９の入口端には
、注入水と共に水溜め内に流入し得る破片等が流出パイ
プｊ４’内に流入するのを阻止するために、スクリーン
の付いた囲壁コｇを設けるのが好ましい。さらに、スク
リーン付き囲壁λｇに対する損傷を最小限度にするため
に、図示のように、やはりステンレス鋼から形成するの
が好ましい囲壁コｇの屋根に、中実の傾斜板もしくはバ
ネ）Ｌ／３０が設けられている。水溜めココ内には、ホ
ウ素を含む注入水のｐＨを所望の値に高めることができ
る水溶性の薬品の結晶３ダを収容している少なくとも１
つの穿孔ステンレス鋼バスケット３コが配置されている
。このような化学薬品としては、例えば、テトラホウ酸
ナトリウムとすることができる。ｇｕ図に示すように、
バスケット３コは、化学薬品結晶３４Ｉを溶解するため
に水が最大流量でバスケット３２を貫流するようにステ
ンレス鋼スクリーンまたはメツシュ材、ｖ＋３！；から
形成するのが好ましい。

化学薬品結晶３ダと循環する注入水との混合を促進する
ために、バスケット３．２は、流出パイプ３弘の入口近
傍に配設すべきである。したがって、水溜め２−の側壁
２Ｓを貫通する流出パイプ２グの場合には、バスケット
３２は、図示のように、流出パイプ２弘に隣接して側方
に配置された側壁２５に取り付けるのが好まし〜・６さ
らに図面に示しであるように、水溜めココ内には結晶３
ダを収容している一つのバスケット３コを設け、これら
バスケットをパイプコ弘の両側で側方に配置するのが好
ましい。さらにまた、図面に示すように、バスケット３
λは、やはり穿孔されているかまたはワイヤスクリーン
或いはメツシュから形成するのを可とするバスケット３
．２の底部３６が水溜めコー〇床３ｇの上方に所望の間
隔もしくは所与の間隔で位置し、それにより水溜め２．
２内に集まる余分の水、即ち注水状態以外から生ずる水
がバスケット３．２に、側壁Ｊｊに取付けられる０さら
にまた、例えば、水溜めココ内に上記のような余分な水
が存在することの結果として水溜めココ内の雰囲気から
の結晶３４Ｌによる水分の吸湿を阻止するために、各バ
スケット３２の外部は、第グ図に最も良く示されている
ように、例えば酸化ポリエチレンのような水溶性プラス
チック材料の保護被覆ａＯで被覆されている。

保護被覆弘Ｏが設けられそして第２図ないし第ｑ図に示
すようにして取付けられたバスケット３２においては、
バスケット内の結晶、７１１は正常運転時に、囲壁２ｇ
ならびに成る程度保護被覆ａＯによる水の跳ね返しから
保護される。

しかしながら、事故に続く注水状態の場合には、水が水
溜め一２内に集まり水位がバスケット３コの高さに達す
ると、水は被覆ｌＩｏを俗解し次いでｐＨ調整薬品の結
晶３４ｔを溶解する。斯くして、薬品は水溜め内の水に
導入されて、流出バイプコ弘を介し再循環されつつある
注入水とさらに混合され該注入水のｐＨの調節を行うＣ
なお、バスケット３コの大きさもしくは寸法は、既知量
のホウ素を含む注水用水のｐＨが所望のように増加する
ように、−１−”］な量のｐＨ調節薬品の結晶Ｊ４’を
収容することができるように選ばねばならないことは言
うまでもない。

上に述べた本発明の好ましい実施例は、本発明の範囲か
ら逸脱することなくいろいろな変更、交換および適応が
可能であるものと理解されたい０　−

【図面の簡単な説明】

第１図は、緊急用水溜めの一般的な配置を示す原子炉格
納構造の簡略断面図、第一図は本発明を具現した格納構
造の緊急用水溜めの頂面図、第３図は第２図の方向Ａ−
Ａにおける拡大−横断面図、第９図は第３図の方向Ｂ−
ＴＢＫおける詳細断面図である。 ｉｏ・・・原子炉、１２・・・流入管路、／グ・・・流
出管路、１６・・・壁、７ｇ・・・格納構造、−コ・・
・水溜め、コ弘・・・流出パイプ、２Ｓ・・・側壁１．
２６・・・カバー、＋２ｇ・・・囲ｍ、３ｏ−・・パネ
ル、３２・・・バスケット（容器）、３ダ・・・化学薬
品結晶、弘。・・・保護被覆。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 事故発生時に炉心を冷却するための再循環液を注水すべ
   き原子炉格納構造であって、水溜めが形成されているコ
   ンクリート床ならびに冷却および再循環のために前記水
   溜めから液体を取出すための少なくとも１つの水溜め出
   口を有している前記格納構造におけるｐＨ値調節装置に
   おいて、穿孔された少なくとも１つの金属容器を前記水
   溜め内に取付け、該容器に、前記格納構造に注水するの
   に用いられる液体中で溶解可能であり該液体に溶解され
   た時に該液体のｐＨを増加する薬品を入れ、そして前記
   容器には前記液体で溶解可能な材料からなる保護プラス
   チック被覆を設けたことを特徴とする原子炉格納構造に
   おけるｐＨ値調節装置。