JPS6067889A - 原子炉非常用炉心冷却設備 - 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、沸騰水型原子力発電設備の原子炉非常用炉心
冷却設備に係り、特に配管内保有水を系統テスト運転時
に浄化可能な浄化設備を有する原子炉非常用炉心冷却設
備に関する。

〔発明の背景〕

第１図は、従来技術の沸騰水型原子力発電所の原子炉非
常用炉心冷却設備の構成を示す一例である。

図において、１は原子炉圧力容器、２は復水貯蔵タンク
、３は復水貯蔵タンク側吸込配管、４は非常用炉心冷却
ポンプ、５は原子炉圧力容器注入弁、６は原子炉圧力容
器注入配管、７は復水貯蔵タンク側テスト配管、８は復
水貯蔵タンク側テスト配管テスト弁、９はサプレッショ
ンプール、１０はサプレッションプール側吸込配管、１
１はサプレッションプール側テスト配管、１２はサプレ
ッションプール側テスト配管テスト弁である。

原子炉非常用炉心冷却設備は、原子炉に接続している配
管系の破断等によって生じる原子炉冷却拐喪失事故時に
原子炉の冷却を確保するため設置している。

非常時の原子炉冷却水源として、第１水源：復水貯蔵タ
ンク２、第２水源：サプレッションプール９を持ち冗長
性を有している。

原子炉事故時には、通常第１水源である復水貯蔵クンク
２を水源として、吸込配管３を介しタンク内水を非常用
炉心冷却ポンプ４によって昇圧し、原子炉圧力容器注入
弁５、注入配管６を通じて原子炉圧力容器１に注入し原
子炉の冷却を行なう。

本設備は、プラントの通常出力運転には必要としない非
常用設備であるため、プラント運転中は万一の原子炉事
故に備えて常に待機状態を維持する必要がある。

このためプラント運転中に定期的に系統機能の健全性を
確認する系統テスト運転を実施するよう規定されている
。

系統テスト運転では、原子炉事故時の実注入時と同様の
状態を模擬する必要があるため原子炉注入配管６とは別
に系統テスト配管７．１１を使用する。

系統テスト運転は、冷却水源が復水貯蔵メンタ２、サプ
レッションプール９と２つあるため次の様にして行なう
。

（１）復水貯蔵タンク水源の場合 復水貯蔵タンク２を水源としテスト配管７、テスト弁８
を介して復水貯蔵タンク２に戻す閉回路を形成し復水貯
蔵タンク水を循環させ系統機能を確認する。

（２）サプレッションプール水源の場合サプレッション
プール９を水源としテスト配管１１、テスト弁１２を介
してサプレッションプール９に戻す閉回路を形成しサプ
レッションプール水を循環させ系統の機能を一確認する
。

又、本設備は非常用であるためポンプ、配管系の材料は
、炭素鋼を用いている。

以上の非常用炉心冷却設備構成において次の様な欠点が
ある。

（１）原子炉非常用炉心冷却設備は、プラント通常運転
時は使用されず（１＝、３ケ月）系統待機状態にあるた
め系統配管内に流体が停滞している。

このため炭素鋼配管内面の腐食が進行し、プラント運転
中定期的に実施する系統テスト運転時に復水貯蔵タンク
水をテスト配管７、テスト弁８を介し再び復水貯蔵タン
ク２に戻す際、配管内面腐食生成物が、復水貯蔵タンク
２に持ち込まれる。

復水貯蔵タンク２に持ち込まれた配管内腐食生成物は、
系統テスト運転が閉回路で行なわれることから復水貯蔵
夕／り内に沈澱堆積する一方であり復水貯蔵タンク水が
若干の放射性流体であるため復水貯蔵タンク２の汚染増
加の原因となる。

（２）復水貯蔵タンク２に持ち込まれ沈澱堆積した配管
内面腐食生成物を除去する手段がなく、復水貯蔵タンク
２に持ち込まれる配管内面腐食性成物をできる限シ軽減
させることが望まれている。

又、配管内面腐食生成物の発生をなくする方法として配
管系にステンレス鋼を使用することも考えられるが、本
設備は非常用系であり常用系の様にステンレス鋼化する
必要性もなく、非常にコスト高となるため炭素鋼を使用
している。

（３）　現状のプラントにおいては、以上の様な状況を
踏ま、え、原子炉非常用炉心冷却系テスト運転に先立ち
系統配管のドレン・ベン−トラインを開けて復水貯蔵タ
ンク水をブローし吸込配管３、テスト配管７内のフラッ
シングを行ない系統内の水質を高めた後にテスト配管７
を介して復水貯蔵タンク２に戻す系統テスト運転を行な
っているのが現状である。

一方、水源を第１水源である復水貯蔵タンク２の代わり
に第２水源であるサプレッションプール９として系統テ
スト運転を実施する場合は、次の様な欠点がある。

（１）サプレッションプール水に防錆剤（クロメート）
を添加しサブレッジ′Ｅ／プール９の内面の腐食抑制を
行っている。

（２）　このためサプレッションプール９を水源とする
系統テスト運転の後に、復水貯蔵メンタ２を水源とする
閉回路で系統テスト運転を行なう際は、復水貯蔵タンク
２に防錆剤入りの水が流入するため復水貯蔵タンク内水
の水質管理上好ましくない。

（３１復水貯蔵タンク内水の水質維持の観点からサプレ
ッションブーへ９を水源とする系統テスト運転後は、吸
込配管ｌＯ、テスト配管１１の配管内保有水をドレン・
ベントラインよりブローしサプレッションプール９側系
統テスト配管のフラッシングを行ない復水貯蔵タンク２
側系統テストに切替える必要がある。

この場合、フラッシング用として大量の水を必要とし、
又ブロー水がサプレッションブール９内の保有水である
だめ液体廃棄物処理系の処理量の増加要因のひとつとな
っている。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、原子炉非常用炉心冷却設備の系統機能
テスト運転時に生じる以下の問題点をなくする非常用炉
心冷却設備を提供するＫある。

（１）復水貯蔵タンクを水源とする系統テスト運転時に
復水貯蔵タンク内に系統テストループ内の配管内面腐食
生成物が持ち込まれる。

（２）、サプレッションブールを水源とする系統テスト
運転時に系統テストループ内に防錆剤入りのサプレッシ
ョンプール水が持ち込まれ、復水貯蔵タンク側へのテス
トループ切替え時に液体廃棄物処理系の処理量が増加す
る。

〔発明の概要〕

本発明の特徴は、沸騰水型原子力発電所において、原子
炉非常用炉心冷却設備がその要求される系統機能上、系
統機能確認用の系統テストループを有しプラント通常出
力運転中に定性的に系統テスト運転を実施しており、そ
の際のテスト運転に供ない非常用の水源である復水貯蔵
タンクに腐食生成物が堆積し、又、水源切替時、防錆剤
入りのサプレッションプール水が持ち込まれることに着
目し、原子炉非常用炉心冷却設備の系統テスト運転時に
１現状の炭素鋼配管材質にて復水貯蔵タンク内への腐食
生成物の堆積軽減、防錆剤の持ち込み軽減を行える非常
用炉心冷却設備の系統構成である。

〔発明の実施例〕

以下、本発明を図面により詳細に説明する。

第２′図は、本発明の一実施例を示す図である。

第２図において、１〜１２は、第１図と同様瓢３０は浄
化装置、３１は復水貯蔵タンク側テスト配管止め弁、３
２はサプレッションプール側テスト配管止め弁である。

本実施例では、原子炉非常用炉心冷却設備を構成する復
水貯蔵タンク側テスト配管７及びサプレッションプール
側テスト配管１１に配管止め弁３１．３２を介して、ｌ
プラントに複数系列設置されている原子炉非常用炉心冷
却設備の共用装置として、非常用炉心冷却設備の専用装
置として浄化装置３０を設けたものである。

復水貯蔵タンク２を水源とする系統テスト運転時は、配
管止め弁３２全閉、配管止め弁３１全開として系統構成
することにより配管内の腐１食生成物を浄化装置３０に
より系統テスト運転と同時に除去することができる。

又、サプレッションブール９を水源とする系統テスト運
転時は、配管止め弁３２全開、配管止め弁３１全閉とし
系統構成することにより配管系統内の防錆剤を除去でき
るため復水貯蔵タンク内への防錆剤持ち込みを防止する
ことができる。

従って、本発明の一実施例によれば、原子炉非常用炉心
冷却設備の共用装置として専用の浄化装置を設けること
により、復水貯蔵タンク内への腐食生成物の堆積軽減、
防錆剤の持ち込み軽減という効果がある。

本発明の変形例を以下に示す。

第２図に対しての変更箇所は、テスト配管７゜１１を専
用浄化装置ではなく既存の復水浄化系設備３０を介し浄
化させたのち復水貯蔵タンク２に戻す原子炉非常用炉心
冷却設備の配管構成としたものである。

本テスト配管７を復水浄化系設備３０に接続するにあた
り、復水浄化系設備３０の系統構成およびテスト配管７
の接続先を第３図に示す。

復水浄化系設備３０は、復水器２０で凝縮されだ復水を
一次ホントウエル２１を介し復水浄イヒボンプ２３で昇
圧した後、復水ろ過装置２４、復水脱塩装＠２５で原子
炉給水として十分な水質に処理し、蒸気式空気抽出器２
６、グランド蒸気復水器２７を介して二次ホットウェル
へ送水する設備である。また、−次ホットウエル２１の
水位を一定に制御するため、復水脱塩装置２５出口に設
置しであるスピールオーバー弁２８スビールオーノく　
−一配管２９により余剰水を復水貯蔵タンク２に戻す構
成となっている。

上記より、原子炉非常用炉心冷却系テスト配管７を復水
ろ過装置２４人口に接続させることにより配管内面腐食
生成物をろ過装置２４復水脱塩装置２５を介し浄化させ
た後に、スピールオーバー弁２８スビールオーバー配管
２９によシ復水貯蔵タンク２に戻す構成としたものであ
る。

本実施例によれば、浄化装置を新らたに追設することな
く、既存装置の予備機を用いることにより同等の効果か
えられる。

〔発明の効果〕

本発明によれば、原子炉非常用炉心冷却設備の配管系構
成材料を炭素鋼のままとしても、炭素鋼配管内面に生じ
る腐食生成物の復水貯蔵タンク内への持ち込みを軽減及
び系統テスト運転時にサプレッションプール水が流入し
ても防錆剤を除去できる系統を構成できる。

従って、系統テスト運転時に配管内面腐食生成物を軽減
でき、引いては、復水貯蔵タンクの放射能汚染進展防止
に寄与できる原子炉非常用炉心冷却設備を提供できる。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来の原子炉非常用炉ｒＣｉ、冷却系設備を示
す系統図、第２図は本発明の一実施例の原子炉非常用炉
心冷却設備を示す系統図、第３図は復水浄化設備を示す
系統図である。 １・・・原子炉圧力容器、２・・・復水貯蔵タンク、３
・・・吸込配管、４・・・スプレィポンプ、５・・・注
入弁、６・・・注入配管、７・・・テスト配管、８・・
・テスト弁、９、・・サプレッションプール、２０・・
・復水５．２１−゛。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １、復水貯蔵タンク、サプレッションプールＩｉ込配管
   、注入配管、テスト配管よりなる、原子炉非常用炉心冷
   却設備において、配管内保有水浄化設備を設けたことを
   特徴とする原子炉非常用炉心冷却設備。