JPS608792A - 圧力管型原子炉の燃料交換機の冷却装置 - 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】 〔発明の属する技術分野〕 この発明は、原子炉崩壊熱冷却系を備えだ原子炉の原子
炉燃料を収納し内部に冷却水が満たされた原子炉内の圧
力管に着脱され、本体内が前記冷却水と連通された状態
で圧力管内の原子炉燃料を交換する燃料交換機の冷却装
置に関する。

〔従来技術とその問題点〕

まず燃料交換機の概要について説明する。第１図は燃料
交換機と圧力管型原子炉との配置を示す図である。第１
図において、コンクリート床スラブに据付かれた圧力管
型原子炉１は多数本の圧力管２を集合して炉心を構成し
、各圧力Ｌ２の中には一次冷却材としての冷却水ととも
に原子炉燃料が装荷されている。原子炉１の炉心の下方
には燃料交換機３が位置している。この燃料交換ＭＡ３
は燃料移送経路に沿って敷設されたレール４の上を走行
する走行台車５．走−打合車上を移動する横行台車６お
よび横行台車６に搭載された各種の機器。

すなわち圧力容器、スナウト等を備えた交換機本体、冷
却器およびポンプ等の機器、配管類から構成されている
。第２図は燃料交換機の交換機本体を示すものであシ、
交換機本体は、その頂部に図示されてない昇降装置によ
り昇降して圧力管２に接続まだは切シ離しをするスナウ
ト９およびスナウト弁１０を備えた圧力容器７と、圧力
容器７の内部に収容配置された以下述べる各種の内部機
構からなり、かつ圧力容器７内は炉心側の一次冷却材と
同じ冷却水で満たされている。内部機構は新燃料、使用
済燃料、しやへいプラグ等を個別に収納するマガジン１
１．燃料をつかむグラブ１２゜グラブ操作用ホースの巻
取機構１３．グラブ昇降駆動機構１４およびこれら各部
品を支持する内部構造物１５等から構成されている。圧
力容器７の入口ノズル７ａ、出口ノズル７ｂは使用済燃
料の崩壊熱冷却のだめの一次冷却材と同じ冷却水の入口
および出口であり、ノズル７ｃはスナウト９を圧力管２
に接続した場合、給水源から一次冷却材と同じ冷却水を
圧力容器７内を通して圧力管２に送りこむ入口である。

第３図は圧力容器７内に収納された使用済燃料の崩壊熱
を冷却する従来技術による冷却回路を示すものである。

第３図において、使用済燃料１６ｒｒ第２図に示される
マガジン１１に収納され、この崩壊熱冷却のための冷却
回路は冷却器１７．循現ポンプ１８．弁１９，１９ａお
よび逆止弁２０＠からなる閉回路を構成している。

まだこれとは別にスナウト９が圧力管２に接続される時
、給水源２３よシー次冷却拐と同じ冷却水を弁２１を通
して圧力容器７内に送りこむ回路が示されている。これ
らの回路にお・いて、フランジ２２の圧力容器７側の機
器類は第１図に示される横行台車６上に搭載され、７レ
キシプル管路２２ａによシ燃料交換機の移動ができる。

つぎにこの冷却回路による一次冷却材と同じ冷却水の流
れについて説明する。まずスナウト９が圧力管２から切
り　１！されている場合は、スナウト弁１０およびパル
プ２１は閉とし、弁１９．１９ａを開にし、循環ポンプ
１８により前記冷却水は逆止弁２０を通じて入口ノズル
７ａよシ圧力容器７内に送シこまれ、使用済燃料による
崩壊熱で温度上昇した冷却水は圧力容器７の上部にある
出口ノズル７ｂよシ送シ出され、冷却器１７にょシ冷却
されて、循環ポンプ１８の入口に戻シ、この冷却水の循
環が繰返されて、崩壊熱は冷却される。々お冷却器１７
には図示されてない給水源よシ冷却水が冷却器１７内に
送られて熱交換される。一方スナウト９が圧力管２に接
続されている場合、圧力容器７内の使用済燃料１６の冷
却方法は前記スナウト９が圧力管２から切シ離された場
合と同じであるが、弁２１を開にして給水源２３よシー
次冷却材と同じ冷却水を圧力容器７内を通して圧力管２
内に送シこむことによシ、圧力管２内の一次冷却材の冷
却水中に浮遊する放射能を帯びたクラッドの圧力容器７
内への落下が低減される。ところで原子炉プラントの供
用中検査として、圧力容器、冷却器、ポンプおよびパル
プ等の機器には、保守員が接近して分解１点検が行なわ
れる。しかし燃料交換機は圧力管２に接続して燃料交換
を行っている間は、、炉心側と圧力容器７との間がスナ
ウト９を通して互に連通しあうため、この期間中に前記
冷却水中に浮遊しだシ、燃料および圧力管等に付着して
いる放射能を帯びたクラッドの落下を前述のような方法
で低減しても、圧力容器７内への前記クラッドの侵入は
避けられず、１だ圧力容器７内の使用済燃料によｐ放射
能を帯びたクラッドが生じ、圧力容器７．冷却器１７．
Ｈ，現ポンプ１８およびパルプ１９等の表面、すき間に
はクラッドが沈澱付着して堆積する。従って保守員は運
転停止後、放射線レベルを確認し、そのレベルが高い場
合、手間のかかるクラッド除染作業を行なって、分解１
点検を行なわねばならず、また保守員の放射線被ばく線
量が太きくなるという欠点があった。

〔発明の目的〕

燃料交換機の冷却装置において、放射能を帯ひたクラッ
ドの機器類の表面、すき間への沈澱、堆積を低減して、
保守員の点検保守時の放射線被は＜ｍｋを減少させ、点
検、保守を容易にする圧力管型原子炉の燃料交換機の冷
却装置を提供することを目的とする。

〔発明の要旨〕

上記目的を達成するため、この発明は燃料交換機の交換
機本体の圧力容器に収納されている使用済燃料の崩壊熱
冷却を原子炉崩壊熱冷却系により行なうようにしたもの
であシ、交換機本体の圧力容器には前記原子炉崩壊熱冷
却系の冷却水循環手段としての伊１項ポンプの下流側お
よび上流側にそれぞれ第１および第２の弁を介して連通
ずる冷却水導入管および冷却水導出管が接続されている
。

燃料交換機が燃料交換のため、原子炉の圧力省に取付け
られている間は前記第１の弁を開き、第２の弁を閉じて
冷却水導入管から交換機本体に導入された冷却水を前記
圧力管の方に導いて原子炉−次冷却系の冷却水と一緒に
なシ、また燃料交換終了後は交換機本体と圧力管とが切
ｐ離されて、前記第２の弁を開いて冷却水導入管から交
換機本体に導入された冷却水を原子炉崩壊熱冷却系に環
流するようにしたものである。

〔発明の実施例〕

第４図は本発明によシ、従来技術における燃料交換機の
冷却回路における冷却器が削除され、交換機本体内の使
用済燃料の崩壊熱冷却が原子炉崩壊熱冷却系によシ行な
われる冷却回路を示したものでちる。なお、図面には第
１図ないし第３図と同じ部分には同じ符号が付けられる
。第４図において、原子炉崩壊熱冷却系は循環ポンプ２
４．冷却器２５．ろ過脱塩装置２６を接続する回路が原
子炉−次冷却系３０に結合されることによ、！ｌｌｌ構
成され、原子炉停止後の原子炉の崩壊熱冷却が行なわれ
る。交換機本体の圧力容器７内に収納された使用済燃料
１６の崩壊熱冷却系はブースタポンプ２７、調整弁２８
．第１の弁１９．逆止弁２０゜圧力容器７．第２の弁１
９ａ、ポンプ入口管路２４ａを経由して循環ポンプ２４
．冷却器２５．ろ過脱塩装置２６を経由し、管路２６ａ
とブースタポンプ入口管路２７ａが結はれて構成される
。なお、フランジ２２の圧力容器側の機器類は従来技術
と同じように第１図に示される横行台車６上に搭載され
、フレキシブル管路２２ａによシ、燃料交換機の移動が
できる。

つぎに原子炉崩壊熱冷却系における原子炉崩壊熱冷却時
の一次冷却羽の冷却水の流れを説明する。

原子炉停止後、原子炉の崩壊熱によシ昇温した原子炉−
次冷却系３０の前記冷却水は管路３０ａおよび循環ポン
プ入口管路２４ａを経由して循環ポンプ２４によシ冷却
器２５に送シこまれ、図示されてない給水源よシ冷却器
に流れる冷却水と熱交換して冷却され、ろ過脱塩装置２
６によシ、放射能を帯びたクラッドが捕獲されて、管路
２６ａおよび管路３０ｂを経由して原子炉−次冷却系３
０に戻され、この循環の繰返しによシ原子炉の崩壊熱は
冷却さ友 れる〇一方変換根本体の圧力容器７内に収納された使用
済燃料の崩壊熱冷却のため交換機本体内を流れる一次冷
却拐の冷却水の流れはスナウト９が圧力管２に接続され
た場合と切り離された場合とで異なる。まずスナウト９
が圧力管２に接続されだ場合について説明する。この場
合第２の弁１９ａは閉とし、第１の弁１９およびスナウ
ト弁ｌＯは曲とする。このとき圧力容器７内の使用済燃
料の崩壊熱で昇温した一次冷却劇の冷却水はスナウ１−
９を通じて圧力管２に流れる。ここで圧力管２は原子炉
−次冷却系３０のＩＭ成部であるので、前記圧力管２に
流れた前記冷却水は原子炉崩壊熱冷却のだめの一次冷却
材の冷却水と一緒になり、回路上では第４図における原
子炉−次冷却系３０に含まれ、前述した原子炉の崩壊熱
冷却の場合と同一経路で泥れ、冷却される。しかし、ろ
過脱塩装置２６を経由した後は管路２６ａの管床におい
て分れた原子炉−次冷却系３０への方向とは別の方向の
管路２７ａを経由して、−次冷却制の冷却水の一部がブ
ースタポンプ２７によシ、昇圧されて送られ、調整弁２
８によシ流量が調整されて、圧力容器７内に流れてスナ
ウト９に戻シ、この循環が繰返されて圧力容器内の使用
済燃料の崩壊熱が冷却される。一方原子炉の崩壊熱を冷
却する一次冷却材の冷却水はろ過脱塩装置２６を経由し
た後ｉｌ！、管路２６ａの管床において分れた原子炉−
次冷却系３０に向かう管路３０ｂを経由して原子炉−次
冷却系３０に戻されて、原子炉の崩壊熱が冷却される。

つぎにスナウト９が圧力管２から切υ離される場合は、
スナウト弁１０を閉にし、第１の弁１９および第２の弁
１９ａは開とする。このとき圧力容器７内の使用済燃料
１６の崩壊熱によシ昇温した一次冷却材の冷却水は第２
の弁１９ａを経由して原子炉崩壊熱冷却系の循環ポンプ
２４．冷却器２５およびろ過脱塩装置２６を経由して冷
却され、管路２６ａおよび管路２７ａを経由してブース
タポンプ２８によシ昇圧きれ、調整弁２８により流量が
調整されて圧力容器７内に戻シ、との循環が繰返されて
使用済燃料の崩壊熱が冷却される。一方原子炉の崩壊熱
の冷却は一次冷却月の冷却水が前述と同じ流れで、原子
炉−次冷却系３０よシ循環ポンプ２４．冷却器２５およ
びろ過脱塩装置２６を経由し原子炉−次冷却系３０に戻
されて行なわれる。

いづれにしても、圧力容器７内に収納された使用済燃料
の崩壊熱の冷却には上述のように原子炉崩壊熱冷却系の
冷却器が使用され、壕だそのろ過脱塩装置によシー次冷
却材の冷却水中の放射能を帯びたクラッドが捕獲される
。

〔発明の効果〕

以上述べたように、本発明によれば燃料交換機の交換機
本体の圧力容器内に収納された使用済燃料の崩壊熱の冷
却が原子炉崩壊熱冷却系の冷却器によシ行なわれるため
、従来技術における燃料交換機の冷却回路の冷却器およ
びその付属配管の削除が可能となシ、製造コストが低減
するとともに、該冷却器の点検、保守もなくなシ、保守
員の放射線被ばく線量もこの分低減する。−Ｐ、た原子
炉崩壊熱冷却系のろ過脱塩装置にょクー次冷却拐の冷却
水中の放射能を帯びたクラットは捕獲されて低減するの
で、交換機本体内の使用済燃料の崩壊熱の冷却のため設
置されたポンプ、弁等の機器類の表面、すき間に沈澱付
着して堆積する放射能を帯びたクラッドは少なくなシ、
点検、保守における保守員の放射線被ばく線量は非常に
少なくなシ、点検、保守が容易に行なえるようになる。

【図面の簡単な説明】

第１図は圧力管型原子炉設備における燃料交換機の配置
図、第２図は交換機本体の断面図、第３図は従来技術に
よる燃料交換機における使用済燃料崩壊熱冷却のための
冷却回路図、第４図は本発明を実施した燃料交換機にお
ける使用済燃料崩壊熱冷却のための冷却回路図である０ １：圧力管型原子炉の炉心、２：圧力管、３：燃料交換
機、７：圧力容器、９：スナウト、１０：スナウト弁、
１６：使用済燃料、１７：燃料交換装置の冷却回路の冷
却器、１９：第１の弁、１９ａ：第２の弁、２５：原子
炉崩壊熱冷却系の冷却器。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １）ｙｊＬ子炉崩壊熱冷却系を備えた原子炉の原子炉燃
   料を収納し内部に冷却水が満たされた圧力管に着脱され
   、本体内が前記冷却水と連通された状態で圧力管内の原
   子炉燃料を交換する燃料交換機の冷却装置において、交
   換機本体に前記原子炉崩壊熱冷却系の冷却水循環手段の
   下流側および上流側にそれぞれ第１および第２の弁を介
   して連通ずる冷却水道入管および冷却水導出管が接続さ
   れ、燃料交換機が前記圧力管に取付けられて燃料交換が
   なされている間は前記第１の弁を開き第２の弁を閉じて
   冷却水導入管から交換機本体に導入された冷却水を前記
   圧力管の方に導き、燃料交換終了後は第２の弁を開いて
   冷却水導入管から交換機本体に導入された冷却水を原子
   炉崩壊熱冷却系に環流させるよう構成したことを特徴と
   する圧力管型原子炉の燃料交換機の冷却装置。