JPS60227194A - 非常用炉心冷却系 - 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〕 本発明は原子力発電プラントに設置する非常用炉心冷却
系に関する。

〔発明の背景〕

非常用炉心冷却系は原子力発電プラントで想定される配
管破断による冷却材喪失事故に対して燃料被覆管の大破
損を防止し、水金属反応を十分低く抑え、崩壊熱を長期
にわたって除去する目的で設置している。

ところで、我が国の原子力発電プラントは、原子力安全
委員会が定めた発電用軽水型原子炉施設に関する安全設
計審査指針について（以下、安全設計審査指針と略す。

）を満足することが要求されている。

非常用炉ＩＩ、／’冷却系はこの安全設計審査指針の中
で特に非常用炉心冷却系は、非常用所内電源系のみの運
転下で動的機器の単一故障を仮定しても、系統の安全機
能が達成できるように、独立性を有する設計であること
が要求されている。

従って、従来非常用炉心冷却系は安全設計審査指針に適
合する為に、多重化された系統構成を有するように設計
されてきた。

以下に非常用炉心冷却系の系統構成例について説明する
。

（１）ＢＷＲ−４型の系統構成 第１図に、一般にＢＷＲ−４型と呼ばれている非常用炉
心冷却系の系統構成を示す。

ＢＷＲ−４型は、 （ａ）高圧炉心注入系 （ｂ）低圧炉心注入系 （ｃ）低圧炉心スプレィ系 （ｄ）自動減圧系 より構成される。

このうち高圧炉心注入系１は、圧力抑制プール２のプー
ル水や、他の水源からの冷却材を原子炉圧力容器３内で
発生した蒸気を動力源とするタービン４によって駆動さ
れるポンプ５によってくみ上げ、給水系配管６より原子
炉圧力容器３内に注入するように設計している。

低圧炉心注入系７は、圧力抑制プール水２を、モータで
駆動されるポンプ８でくみ上げ、再循環系配管９より原
子炉圧力容器３内に注入する設計としている。

また低圧炉心注入系７は独立２系統設置し、多重化を計
っている。

低圧炉心スプレィ系１０は、圧力抑制プール水２をポン
プ】１でくみ上げ、シュラウド１２内に設置したスプレ
ィスパージャ１３から炉心１４へ直接スプレィ散水し、
炉心が急激に温度上昇することを抑制するとともに４最
終的には炉心】４を冠水し冷却することを目的に設置し
ている。

そして、低圧炉心スプレィ系】０もまた低圧炉心注水系
７と同様に独立２系統設匝し、多重化を計っている。

更に自動減圧系１５は、原子炉を減圧し、低圧の注水系
による注水を促進させるために設置する。

以上述べてきた系統から構成されるＢＷＲ−４型の非常
用炉心冷却系により、万一、原子力発電プラントで冷却
材喪失事故を想定しても、大口径配管破断の場合は低圧
の注入系が小口径配管破断の場合は高圧炉心注水系ある
いは自動減圧系１５の作動下で低圧の注水系が作動し、
炉心パ１４の冷却が達成される。

即ち、ＢＷＲ−４型の非常用炉心冷却系は合計５系統の
注水系により炉心１４の冷却を達成する。

従って、安全性の観点からみると高度の安全性を有して
いるが、この反面系統構成が複雑になり、コストも高く
なっている。

（２）ＢＷＲ−５型の系統構成 第２図に、一般にＢＷＲ−５型と呼ばれている非常用炉
心冷却系の系統構成を示す。

ＢＷＲ−５型は、 （ａ）高圧炉心スプレィ系 （ｂ）低圧炉心スプレィ系 （ｃ）低圧炉心注水系 （ｄ）自動減圧系 より構成される。

ＢＷＲ−５型の非常用炉心冷却系は、 ＢＷＲ−４型の非常用炉心冷却系を改良し、更に安全性
の向上を計ったものである。

上記系統のうち、高圧炉心スプレィ系１６は、ＢＷＲ−
４型における高圧注水系及び低圧スプレィ系の機能を果
たすと同時に、タービン駆動のポンプをモータ駆動のポ
ンプに変えた結果、一層信頼性が向上している。

低圧炉心スプレィ系１０は、ＢＷＲ−４型の場合と同様
の機能を持つ。但し、系統数は■系統にしている。

低圧炉心注水系７は、各系統毎にシュラウド１２内に直
接注入するように改良し、独立性を確保している。

これは、ＢＷＲ−４型では再循環系配管９に注入した結
果、注入弁故障で低圧注水系機能が喪失することを防止
する為である。

ＢＷＲ−５型では、この低圧注水系７を３系統設置する
。

更に、ＢＷＲ−４型と同様に自動減圧系１５を設置する
。

この結果、ＢＷＲ−５型の非常用炉心冷却系では、大口
径配管破断の場合、高圧炉心スプレィ系１６及び低圧の
注水系、小口径配管破断の場合は、高圧炉心スプレィ系
１６また、自動減圧系１５と連携して低圧の注水系が作
動し、炉心の冷却を達成ザる。

従って、ＢＷＲ−５型の非常用炉心冷却系は、ＢＷＲ−
４型に比較し安全性が一層向上したが、系統数は５系統
と変更なく、系統構成が複雑となり、コストも高くなっ
ている。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、所定の安全性を維持しつつ、最も経済
性に優れた非常用炉心冷却系を提供することにある。

〔発明の概要〕　− 従来の非常用炉心冷却系は、安全余裕を過度に評価した
為、設備が過剰になっていた。

一方、最近では原子力発電プラントの安全性研究が進み
以下の点が明確になってきた。

（１）炉心冷却特性 実プラントの炉心冷却特性は、従来、非常用炉心冷却系
の設計に使用していた特性に比べ余裕が大きいことが解
ってきた。

（２）系統の信頼度 系統の信頼度評価技術が進歩した結果、系統の信頼度を
定量的に評価するようになった。

（３）新炉型の開発 最近、インターナルポンプを採用し、再循環系配管を削
除したプラント、熱供給を目的とした低出力プラント等
の固有の安全性が向上したプラントが開発されている。

（４）配管破断機構 従来、配管は瞬時に破断すると仮定していたが、最近破
断機構の研究が進んできた。

そこで、本発明は冷却特性に優れ、また固有の安全性が
向上したプラントに最適な非常用炉心冷却系として、信
頼性評価技術をベースに系統の共用、削減を計り、所定
の安全基準を満足する最も簡素な系統構成としたもので
ある。

〔発明の実施例〕

以下本発明の実施例を第３図によって説明する。

第３図は、従来の系統構成の考え方で、安全設計審査指
針の要求、即ち冷却材喪失事故時に動的機器の単一故障
を仮定してもその機能を維持することを満足するのに最
低限必要な設備を示したものである。

注水系１系統は基本的にポンプ１７．逆止弁１８、注入
弁１９．逆止弁２０及び配管から構成される。

第３図の系統において、配管破断により１系統作動不能
となり、更に動的機器の単一故障により他の１系統が動
作不能となっても非常用炉心冷却系としての機能を維持
する為には、合計３系統の注水系が必要となる。

第４図に本発明の実施例を示す。

本発明の非常用炉心冷却系は、２組のポンプ２１．２２
、及び逆止弁２３，２４．３組の注入弁２５〜２７、及
び逆止弁２８〜３０、更に、これらの機器を結合する配
管から構成する。

本発明を採用した原子力発電プラントにおいて冷却材喪
失事故を想定した場合、本発明の非常用炉心冷却系がど
のように作動するかを説明する。

まず、非常用炉心冷却系以外の配管が破断した場合、非
常用炉心冷却系を構成するいかなる動的機器が１台故障
しても健全側の系統より冷却材を原子炉圧力容器内へ注
入出来る。

次に、非常用炉心冷却系の破断を想定する。

第４図の原子炉圧力容器３と逆止弁３０間の配管３１が
破断した場合、残り２つの注入口より冷却材を原子炉圧
力容器内へ注入できる。また２つの注入口のいずれかの
弁が開放せず注入出来ない場合でも残りめ注入口より冷
却材を注入できる。

更に、ポンプを２台並列に設置しているため、一台のポ
ンプが故障しても健全側のポンプを用い圧力容器３内へ
注入できる。　゛−゛−非常用炉心冷却系のこれ以外の
配管が破断しても逆止弁により原子炉圧力容器３内の冷
却材が流出することはなく、従って非常用炉心冷却系を
作動させる必要はないため、安全上問題にならない。

尚、本発明では、独立した取水口を設けている為、第１
図に示すＢＷＲ−４型の低圧炉心注水系のように、取水
口の故障によって、同時に２台のポンプの機能が損なわ
れている事態は発生しない。

以上の結果、本発明の非常用炉心冷却系は安全設計審査
指針を満足し、冷却材喪失事故を想定しても炉心を冷却
できる。

また、本発明は安全設計審査指針を満足する最も簡素な
非常用炉心冷却系である。

本実施例では、以下の効果がある。

（１）第３図の非常用炉心冷却系に比へ、ポンプ１台配
管２系統分削除出来る為、経済性が向上する。

（２）系統を簡素化した結果、非常用炉心冷却系の運転
性が向上する。

（３）系統を簡素化した結果、原子炉格納容器原子炉建
屋を縮少できる。

（４）更に、第５図に示すように、注入弁を格納容器内
に設置することにより、格納容器の貫通部を大巾に削減
出来る。

第６図に本発明の他の実施例を示す６ 第４図に示した実施例と異なる点は原子炉圧力容器３と
逆止弁２８〜３０の間に例えば流量計３２〜３４等の破
断検出装置を設置し、破断検出と同時に対応する注入弁
２５〜２７が開放することを防止あるいは開放している
場合には閉鎖するようにした点である。

この結果、第４図に示した実施例では、運転員が破断検
知後手動で破断口につながる注入弁を閉鎖していたのに
比較し、本実施例では冷却材を効率よく炉心に注入でき
る。

従って、第４図に示した実施例に破断検出装置を追加し
た本実施例では、運転操作を変更することなく、効率及
び安全性が向上する。

〔発明の効果〕 本発明によれば、所定の安全性を有する非常用炉心冷却
系の中で、最も簡素で経済性に優れた系統構成が得られ
る。

【図面の簡単な説明】

第１図、第２図は従来の非常用炉心冷却系統図。 第３図は、所定の安全性を有し、従来の考え方に基づき
構成した非常用炉心冷却系統図、第４〜第６図は本発明
の実施例の系統図であ芯。 ３・・原子炉圧力容器、４・・・タービン、６・・・給
水系配管、７・・・低圧炉心注入系、９・・・再循環系
配管、１４・・・炉心、１５・・・自動減圧系、３１・
・・配管、第　１関 ′＄ｚ菌 茶３０ 築４ｒＸ３ ′＄Ｓ口

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １、ポンプ、逆止弁、注入弁及びそれらを結合する配管
   を組み合わせ構成する原子力発電プラントの非常用炉心
   冷却系において、ポンプを２台並列に注入弁を３個並列
   に結合したことを特徴とする非常用炉心冷却系。