JPS6036997A - 沸騰水形原子炉の給水装置 - 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】 ［発明の技術分野］ 本発明は沸騰水形原子炉において原子炉圧力容器に冷却
水を供給する沸騰水形原子炉の給水装置に関する。

［発明の技術的背景］ 第１図は従来の沸騰水形原子炉の給水装置を示ずもので
、図において符号１は炉心１ａを収容する原子炉圧力容
器を示している。原子炉圧力容器１の上部には電動Ｕ、
ｌｌ　２　ａを駆動するタービン２に接続される主蒸気
管３が接続され′Ｃおり、この主蒸気管３には主蒸気隔
離弁４が介挿されている。

タービン２は配管５により復水器６に接続されＣおり、
この復水器６にはホラ１〜ウエル７が形成されている。

ホットウェル７と原子炉圧力容器１とは給水配管８によ
り接続されており、この給水配管８には上流から順に低
圧復水ポンプ９、復水脱塩装置１１、高圧復水ポンプ１
４、開閉弁１５、低圧給水加熱器１７、開閉弁１８、タ
ービン駆動給水ポンプ１９、逆止弁２０．開閉弁２１、
高圧給水加熱器２３、開閉弁２４おｊ；び逆止弁２５が
介挿されている。そしてタービン駆動給水ポンプ１９お
よび逆止弁２０と並列して電動（幾駆動給水ポンプ２６
および逆止弁２７が配設されている。

原子炉圧力容器１にはこの原子炉圧力容器１内の冷却材
を再循環する再循環配管２８が配設されており、この再
循環配管２８には再循環ポンプ３０が介挿されている。

また、原子炉圧力容器１にはこの原子炉圧力容器１内へ
非富時に冷却水を供給する炉心スプレー系３１および低
圧炉心注入系３２が配設されている。

すなわち以上のように構成された原子力発電プラントで
は、原子炉圧力容器１で発生した蒸気は主蒸気管３を通
りタービン２に導かれ、タービン２を駆動した後、復水
器６において復水とされ、この復水は低圧復水ポンプ９
ににり導出され、復水脱塩装置１１を通った後高圧復水
ポンプ１４により加圧され、開閉弁１５を通った後低圧
給水加熱器１７に供給される。

低圧給水加熱器１７に供給された復水は、ここで所定の
温度に加熱され、給水タービン２２により駆動されるタ
ービン駆動給水ポンプ１９に吸引され、ここで加圧され
た後、さらに高圧給水加熱器２３（・加熱され、通常運
転Ｕ、７には約２２０℃の温度で開閉弁２４およびヂ１
ツク弁２５を通り原子炉圧力容器１に再循環される。

そして、このように構成された沸騰水形原子炉では、例
えば主蒸気管３が破断するような冷却材喪失事故が発生
ずると原子炉圧力容器１１内の水イＶが低下し、この水
位があるレベル以下になると原子炉がスクラムし、核反
応が停止される。さらに原子炉水位が低下し、あるレベ
ルに達１−ると主蒸気隔離弁４が閉とされ、また再循環
ポンプ３０も１ヘリツブし、炉心を流れる冷却材流（６
）（まシュラウド外とシュラウド内の静水頭差による自
然循環量のみとなる。

一方、冷却材喪失事故が発生し−Ｃも、特に給水系の運
転を停止させるような電気回路（ま組込まｔしておらず
、主蒸気隔離弁４が閉じるとタービン駆動給水ポンプ１
９の回転数が低下し、こｔＵこ基づく給水流量信号によ
り電動機１６が起σカし、この結果電動機駆動給水ポン
プ２６が作動され、こｆしにより給水が続行される。な
おこの電動Ｉ！　！［ｉ初給水ポンプ２６による給水の
場合に（ま、そσ）給Δ（？Ａｊ団は定格値の約５０％
となる。

そして、このにうな冷却材喪失事故ｈ＼発生した場合に
は、原子炉圧力容器１内の冷Ｎ１　＋Ａカ＜喪失し、炉
心を流れる冷却材が減少するｌＣめ炉心１ａ内に配設さ
れる燃料棒が露出し、燃料と被覆管との温度上昇を引き
起こりおそれがある。そこで、一般に沸騰水形原子炉で
は原子炉内に冷ｆＪＩ材を注入する非常用炉心冷却系が
配設され−Ｃおり、冷却材喪失事故時に燃料被覆管表面
温度を所定の温度以下に保つＣいる。

［背景技術の問題点］ このように冷ＩＪＪＵ喪失事故時には非常用炉心冷却系
が作動するが、原子炉内圧力の低下ｄ５よび炉心１ａ内
の熱伝達により下部ブレナムおよび炉心１ａ内で多量の
蒸気が発生し、この蒸気発生により炉心１８入ロオリフ
イスおよび上部タイプレートで気液二相対向流制限（Ｃ
ＣＦ　Ｌ　）現象が生じ、非常用炉心冷却系の冷却水が
セパレータから流出し、非常用炉心冷却系の冷却水の炉
心への注入が遅れ炉心燃料の冷却を早急に行なうことが
できない場合がある。

すなわち、一般に冷却材喪失事故時において原子炉内水
位は低下していき、非常用炉心冷却系の作動により原子
炉内水位は再び上昇し、炉心燃料の冷却が行なわれる。

この炉心燃料の冷却を速やかに行なうには、非常用炉心
冷Ｎｌ系による炉心内への冷却材の注入を早める必要が
ある。

一般に冷却材喪失事故時においＣ１低圧炉心注入系の作
動時には炉心１ａは完全に露出しており、低圧炉心注入
系の作動により下部プレナムから炉心１ａへと冷却材が
蓄積しＣいき、炉心１ａは再冠水するが、原子炉圧力の
低下による下部ブレノームａ３よび炉心１ａ内で発生す
る熱気の上昇流のため上部タイブレートおよび炉心入口
オリフィスで気液二相対向流制限現象が生じ、炉心の再
冠水が遅れるおそれがある。

［発明の目的］ 本発明はかかる従来の事情に対処してなさｔしたもので
、沸騰水形原子炉の冷却材喪失事故時にＩｊａ子炉子方
圧力容器内気発生量を減少させ、非常用炉心冷却系によ
る炉心内への冷却１月の１」・人を早めることのＣきる
沸騰水形原子炉の給水装回を提供しようとするものであ
る。

［発明の概要］ すなわち本発明は、復水器からの復水を原子炉圧力容器
内に供給する上流から順に低圧給水加熱器および高圧給
水加熱器を備えた給水配管と、前記高圧給水加熱器に並
列に配設され開閉弁を備えたバイパス配管と、前記原子
炉圧力容器内に間口する低圧炉心注入系の作動詩に作動
信号を出力する出力装置と、前記作動信号を入ノ〕し前
記バイパス配管の開閉弁を開とする制御装置とからなる
ことを特徴とする沸１ｊを水彩原子炉の給水装置である
。

「発明の実施例」 以下本発明の詳■１を図面に示す一実施例について説明
する。

第２図は本発明の一実施例の沸騰水形原子炉の給水装置
を示すもので、この実施例では高圧給水加熱器２３と、
この高圧給水加熱器２３の入口側および出口側にそれぞ
れ配設される開閉弁２１．２４をバイパスして開閉弁３
４およびチェック弁３５の介挿されるバイパス配管３６
が並列に配設されている。

また、原子炉圧力容器１内に開口する低圧炉心注入系３
２には、この配管を流れる冷却材の流量を測定する流量
計３７が配設されている。図において符＠３８は制御装
置を示しており、この制御装置３８は流量訓３７から流
量信号を入力し、開閉弁２１．２４．３４の開閉を行な
う。

すなわち、この制御装置３８は流量計３７からの信号を
入力し、この値が予め定められた値を越えた時に低圧炉
心注入系３２が作動したと判断し、開閉弁３４を開とし
開閉弁２１１．２４を閉とりる。

なＪ５通常運転時の給水温度は低圧給水加熱器１７人口
で約３０℃、出口で約１５．０℃、高圧給水加熱器２３
出口で約２２０℃とされている。

以上のように椛成された沸騰水形原子炉の給水装置では
、冷却材喪失事故が万一発生し、原子炉水位および原子
炉圧力が低下し、低圧炉心注入系３２が作動すると開閉
弁２１．２４が開とされ開閉弁３４が開放され、給水配
管８から温度約１５０℃の通常運転時よりもやや低い温
度の給水が原子炉圧力容器１内に供給される。

この結床、原子炉圧力が低下し、約５気圧く１５０℃の
飽和圧力）になると、この低温の給水が減圧沸騰をおこ
す。このため第３図の曲線ａに示すように、原子炉圧力
の減少がやや緩和され、減圧による蒸気発生ＩＱが茗し
く低下し、上８１５タイブレートおよび炉心入口オリフ
ィスでの気液二相対向流制限現象が緩′和され、上部ブ
レナムおよび炉心バイパスにＭ積されＣいた非常用炉心
冷却系冷却水が急激に炉心および下部ブレナムへ流入す
ることとなる。

この結果、炉心の再冠水は速まり第４図の曲線すに示す
ように、炉心の冷却能力を向上させることができる。

すなわら、第３図は冷却材喪失事故時における原子炉圧
力の変化含水ずものｅ、横軸には事故後時間が、縦軸に
は原子炉圧力がとられており、実線で示す曲線ａは第２
図に示す実施例の場合を、破線で示す曲線Ｃは従来の場
合を示している。図から明らかなように第２図に示す実
施例の場合には、低圧炉心注入系３２の作動による原子
炉圧力の急激な減少を緩和することができる。

第４図は冷却材喪失事故時における被覆管最高温度の変
化を示すもので、横軸には事故後時間が、縦軸には被覆
管最高温度がとられＣおり、実線ひ示す曲線すは第２図
に承り実施例の場合を、破線で示づ一曲線ｄは第１図に
示づ従来の場合を示しＣいる。図から明らかなように第
２図に示１″実施例の場合には、炉心の再冠水時間が早
まるため、被覆管最高温度を従来に比較し大幅に低減°
りることかできる。

なお非常用炉心冷却系の流量は原子炉圧力に依存し−Ｃ
いるため、低温の給水の減圧沸騰による原子炉圧力の減
少の緩和により非常用炉心冷却系の注入が妨げられる可
能性も考えられるが、第５図から明らかなように原子炉
圧力が５　ｋｇ　／　ｃＪ以下では各非常用炉心冷却系
の流ｍはほぼ定格流但であり、特別に問題の生ずること
はない。

すなわち、第５図は原子炉圧力と各非常用炉心冷却系の
流量との関係を示すもので、横軸には流量が、縦軸には
原子炉圧力がとられており、曲線ｅ、ｆ、ｇはそれぞれ
低圧炉心注入系、低圧スプレィ系、高圧スプレィ系の場
合を示している。図から明らかなように原子炉圧力が５
　ｋｇ　／　ｃ＋に以下では、流量はほぼ定格流ｍであ
る。

［発明の効果１ 以上述べたにうに本発明の沸ｔｉｌｔ水形原子炉の給水
装置によれば、冷却材喪失事故時において炉心の再冠水
を早めることができ、この結果炉心の冷却性能が向上し
、原子炉の安全余裕をより大きく保つことかできる。

また本発明は、既存の系統に僅かな弁と配管および制御
装置を設（プることにより容易に実施することができ、
経済的に有利である。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来の沸騰水形原子炉の給水装置の一実施例を
示す配管系統図、第２図は本発明の一実施例の沸騰水形
原子炉の給水装置を示す配管系統図、第３図は冷却材喪
失事故時にお【〕る原子炉圧力の変化を示すグラフ、第
４図は冷却材喪失事故時にお【ノる被覆管最高温度の変
化を示すグラフ、第５図は各非常用炉心冷却系の原子炉
圧力と流ωどの関係を示すグラフである。 １・・・・・・・・・・・・原子炉圧力容器１７・・・
・・・・・・・・・低圧給水加熱器２１．２４．３４・
・・開閉弁 ２３・・・・・・・・・・・・高圧給水加熱器３２・・
・・・・・・・・・・低圧炉心注入系３６・・・・・・
・・・・・・バイパス配管３７・・・・・・・・・・・
・流量計 ３８・・・・・・・・・・・・制御装置代理人弁理士　
須　山　佐　− 第３Ｆ 第４図 ＩＩＬ故後４Ｍ１（杓 第５１ ラブ旨−量　（％ン

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. （１）復水器からの復水を原子炉圧力容器内に供給する
   上流から順に低圧給水加熱器Ｊ５よび高圧給水加熱器を
   備えた給水配管と、前記高圧給水加熱器に並列に配設さ
   れ開閉弁を備えたバイパス配管と、前記原子炉圧力容器
   内に開口する低圧炉心注入系の作動時に作動信号を出力
   する出力装置と、前記作動信号を入力し前記バイパス配
   管の間開弁を開とする制御装置とからなることを特徴と
   する沸騰水形原子炉の給水装置。