JPS61173196A - 沸騰水型原子炉の余熱除去装置 - 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〕 本発明は原子炉停止時の崩壊熱除去運転等と原子炉運転
中における主蒸気管からの余剰蒸気の抽出凝縮運転とを
選択的に行なえる沸騰水型原子炉の余熱除去装置に関す
る。

〔発明の技術的背景〕

沸騰水型原子炉では、原子炉停止時にも原子炉圧力容器
の炉心において放射性物質の崩壊熱等が発生するので、
これによる過熱を防止する目的で炉水を外部に循環させ
て冷却する余熱除去装置が設けられる。

第４図は、このような沸騰水型原子炉の余熱除去装置の
従来例を示している。

原子炉圧力容器１から炉水循環用の配管２が導出され、
炉水循環ポンプ３により、炉水がその配管２に接続した
熱交換′ａ４に循環づるようになっている。熱交換器４
は伝熱管式とされ、円胴５内に多数のＵ字状伝熱管６が
設けである。この熱交換器４の円Ｊｉ５の内部空間に配
管２が連通接続され、この空間が炉水の流通路とされて
いる。また、伝熱管６には原子炉ｍ器冷却用のｍ器冷却
熱交換器７の冷却水配管８が接続され、機器冷却水ポン
プ９により、機器冷却水が伝熱管６内を循環し、伝熱管
６の外面を流れる炉水の冷却を行なうようになっている
。なお、機器冷却熱交換器７では機器冷却水が海゛水等
１０と熱交換されて冷却される。

ところで、原子炉圧力容器１から導出した主蒸気管１１
には圧力調節弁１２が設けられ、例えばタービン負荷が
減少した場合など、余剰となる蒸気を、圧力調節弁１２
から排出するようになっている。この余剰蒸気を凝縮さ
せ、圧力抑制ブール１３に導出するために、前記熱交換
器４を用いている。即ち、主蒸気管１１に圧力調節弁１
２を介して熱交換器４を接続し、原子炉運転時には炉水
循環用の配管２の弁１４を閏じ、熱交換器４に炉水に代
えて余剰蒸気を導くようにしている。そして、余剰蒸気
の凝縮運転時は、熱交換器４と圧力抑制ブール１３とを
連結する凝縮水排出管１５の弁１６を開き、凝縮水１９
を圧力抑制ブール１３に排出するものである。

なお、従来の余熱除去装置では、熱交換器４を縦置き型
としており、この熱交換器４の炉水または余剰蒸気の入
口１７を円胴５の上部に設け、炉水および余剰蒸気凝縮
水の出口１８を円胴５の下部に設けている。そして、余
剰蒸気の凝縮作用を行なう場合には、凝縮水排出管１５
の弁１６を開として円胴５内にＳ溜する凝縮水１９の水
位を調節することにより、余剰蒸気の伝熱管６に対する
接触面積を調整し、これにより余剰蒸気の凝縮量を制御
するようにしている。

また、原子炉圧力容器１の炉心から発生する蒸気には、
非凝縮性ガスが含有されている。この非凝縮性ガスは、
余剰蒸気の凝縮作用に伴って熱交換器４の円胴５の内部
に蓄積し、その蓄積口が過大となると伝熱管６の表面に
よる蒸気凝縮性能を低下させることになる。このため、
円胴５の中間部に非凝縮性ガスの排出管２０を設け、蓄
積した非凝縮性ガスを外部へ排出するようにしている。

〔背景技術の問題点〕

上記のように、従来の余熱除去装置では、熱交換器４か
ら非凝縮性ガスを排出できる構造とする必要から、炉水
または余剰蒸気を円胴５の内部に流通させるようにし、
一方、機器冷却水は伝熱管６の内部に流通させるように
している。

したがって、このような構成では、伝熱管６の内部を流
通する機器冷却水よりも伝熱管６の外側を流通する炉水
または余剰蒸気の圧力が高いことから、その伝熱管６を
外圧設計とせざるを得す、したがって伝熱管６の肉厚が
増大することになる。

このため、伝熱管６の伝熱性能が低下し、伝熱面積およ
び熱交′Ｍｋ器自体の大型化、重量増大等の不都合を生
じる問題がある。

また、蒸気の潜熱は非常に大きいため、余剰蒸気の凝縮
時に必要とする交換熱聞は極めて大きく、従来ではこの
ような余剰蒸気の凝縮作用を全て熱交換器４に流通する
機器冷却水で行なうようにしているため、機器冷却熱交
換器７の構成も大型化する必要があった。

〔発明の目的〕

本発明はこのような事情に鑑みてなされたもので、非凝
縮性のガスの排出を阻害することなく、熱交換器の小型
、軽量化が図れる沸騰水型原子炉の余熱除去装置を提供
することを目的とする。

〔発明の概要） 上記の目的を達成するために、本発明は、原子炉圧力容
器から導出した炉水循環用の配管に伝熱管式の熱交換器
を接続するとともに主蒸気管に圧力調節弁を介して前記
熱交換器を接続し、これにより原子炉停止時の炉水余熱
除去運転と原子炉運転時の余剰蒸気凝縮運転とを選択的
に行なえるようにした沸騰水型原子炉の余熱除去装置に
おいて、前記熱交換器の伝熱管の入口側水室に炉水循環
用の配管および主蒸気管からの余剰蒸気導入管を接続し
て、その伝熱管内を炉水および余剰蒸気の流通路とする
とともに、その伝熱管の出口側水室を圧力抑制プールに
凝縮水排出管および蒸気排出管を介して連通接続したこ
とを特徴としている。

〔発明の実施例〕

以下、本発明の一実施例を第１図および第２図を参照し
て説明する。

原子炉圧力容器２１から炉水循環用の配管２２を導出し
、炉水循環ポンプ２３により炉水を循環させるようにし
ている。この配管２２に熱交換器２４を接続している。

この熱交換器２４は横型の伝熱管式構成を有し、軸心が
水平な円ＩＩ！２５内に′多数のＵ字状伝熱管２６を設
けている。Ｕ字状伝熱管２６の両端部には、円胴２５内
を上下に区分して入口側水室２７および出口側水室２８
を形成している。炉水循環用の配管２２はこの熱交換器
２４の伝熱管２６の入口側水室２７と出口側水室２８と
に連通している。なお、配管２２には流路開閉用の弁２
９を設けている。

また、伝熱管２６の入口側水室２７には、原子炉圧力容
器２１から導出した主蒸気管３１ａの圧力調節弁３０を
余剰蒸気導入管３１を介して接続している。さらに、伝
熱管２６の出口側水室２８の下部を圧力抑制プール３２
に凝縮水排出管３３を介して接続している。また、出口
側水室２８の上部は圧力抑制プール３２のプール水３４
中に蒸気排出管３５を介して接続している。なお、凝縮
水排出管３３および蒸気排出管３５には流通制御用の弁
３６．３７をそれぞれ設けている。また、蒸気排出管３
５の先端には微細空気排出孔を有する先端金具いわゆる
クエンチャ３８を取付けている。

一方、熱交換器２４の円胴２５の内部空間に機器冷却熱
交換器３９の冷却水配管４０を接続し、機器冷却水ポン
プ４１により、ＩＩＩ器冷却水を円胴２５内に循環させ
るようにしている。機器冷却熱交換器３９では機器冷却
水を海水等４２と熱交換させる。

次に作用を説明する。原子炉停止時に崩壊熱等による余
熱を除去する場合には、炉水循環用の配管２２の弁２９
を開き、炉水循環ポンプ２３を駆動する。また、機器冷
却熱交換器３９の機器冷却水ポンプ４１を駆動し、冷Ｉ
Ｊ１水配管４０に機器冷却水を流通させる。なお、この
場合は凝縮水排出管３３および蒸気排出管３５の弁３６
．３７は閉じておく。これにより、余熱除去用の熱交換
器２４では、伝熱管２６内を流通する炉水が円胴２５内
を流通する機器冷却水と熱交換されて冷却され、その低
温となった炉水が原子炉圧力容器２１内に循環して余熱
除去作用が行なわれる。

また、原子炉運転時に発生する余剰蒸気を凝縮させる場
合には、炉水循環用の配管２２の弁２９を閉じるととも
に、凝縮水排出管３３および蒸気排出管３５の弁３６．
３７を開く。そうすると、主蒸気管３１ａにおける余剰
蒸気は圧力調節弁３０を介し余剰蒸気導入管３１から入
口側水室２７に流入し、その後伝熱管２６を通り機器冷
却水によって熱交換されて凝縮し、出口側水室２８に排
出される。なお、伝熱管２６内を通る余剰蒸気の一部は
凝縮されずに蒸気のままで凝縮水とともに伝熱管２６か
ら出口側水室２８に排出される。そして、蒸気と凝縮水
とは出口側水室２８の中で分離し、出口側水室２８内の
下部に溜った凝縮水は凝縮水排出管３５を介して圧力抑
制プール３２に排出される。一方、出口側水室２８の上
部に排出された蒸気は、蒸気排出管３５を介σて圧力抑
制プール３２のプール水３４中に放出され、凝縮する。

この蒸気排出管３５からの蒸気のプール水３４への放出
は、クエンチャ３８を介して微小な気泡となっているの
で、振動や！撃を生じることがない。

なお、余剰蒸気の凝縮時において、蒸気中に含有される
非凝縮性ガスは熱交換器２５から排出する必要がある。

そのために、伝熱管２６内で全ての蒸気を凝縮させるの
でなく、前記の如く蒸気の一部を蒸気のままの状態で出
口側水室２８まで導くのである。このような伝熱管２６
内における蒸気流量の制御を行なうために、蒸気排出管
３５の流量制御用の弁３７を調節する。すなわち、蒸気
流量制御用の弁３７の開度を大きくして排出蒸気の岳を
増加させれば、出口側水室２８からの蒸気排出量が増加
するので、これによって伝熱管２６からの凝縮水の流出
が促進され、さらに伝熱管２６内に残存する非凝縮性ガ
スの濃度も低下する。

これにより、伝熱管２６の内面とそこを通過する蒸気の
接触が良好となり、蒸気の凝縮量も増大するものである
。

このような構成によれば、余熱除去用の熱交換器２４に
おいて機器冷却水に比べて高圧な炉水または余剰蒸気が
伝熱管２６の内側を流通するようにしたので、その伝熱
管２６は内圧設計となり、その伝熱管２６の肉厚が減少
できる。したがって、伝熱管２６の伝熱性能が向上し、
伝熱面積の縮小を図れるとともに、熱交換器自体も小型
、軽量とすることができる。

また、伝熱管２６の出口側水室２８の上部から蒸気排出
管３５を介して蒸気の一部を圧力抑制プール３２に導く
ようにしたので、原子炉運転時における余剰蒸気凝縮時
において、蒸気に含まれる非凝縮性ガスが伝熱管２６内
に貯溜することもなく、したがって伝熱管２６の内面と
蒸気の接触が良好に保持される。

さらに、圧力抑＆１１ブール３２のプール水３４中に蒸
気の一部を排出して凝縮させるようにしたので、熱交換
器２４での熱交換量はプール水３４での熱交換ａ分だけ
減少することになる。したがって、機器冷却熱交換器３
９の構成自体も小型化することができる。

なお、熱交換器２４を横置き型とした実施例の構成によ
れば、従来の縦型の場合に比べて保守、点検作業等が容
易に行なえるものとなる。

なお、前記実施例では、凝縮水排出管３３および蒸気排
出管３５を直接圧力抑１１１１プール３２に導いたが、
本発明はそのようなものに限らず、例えば第３図に示す
ように、凝縮水排出管３３の途中に水位制御用のタンク
４３を設けることもできる。

このような構成にすれば、凝縮水排出管３３の弁３７を
調整することにより、タンク４３と連通ずる出口側水室
２８の内部の水位を制御することにより、伝熱管２６の
一部を凝縮水に水没状態として、蒸気の凝縮量を種々の
値に制御することができる。したがって、蒸気凝縮量の
制御が正確かつ容易に行なえるようになる。

なお、第３図ではタンク４３を凝縮水排出管３３および
蒸気排出管３５の両方に連通ずる構造にしたが、このタ
ンク４３は凝縮水排出管３３にのみ連通させた構造とし
てもよいのは勿論である。

〔発明の効果〕

以上のように本発明に係る沸騰水型原子炉の余熱除去装
置によれば、余熱除去用の熱交換器の伝熱管を炉水およ
び余剰蒸気の流通路とし、高圧な炉水または余剰蒸気が
伝熱管の内部を流通するようにしたので、伝熱管の肉厚
を減少することが可能となり、それにより伝熱性能を向
上し、熱交換器自体の小型化、軽量化が図れるものとな
る。

また、伝熱管の出口側水室を圧力抑制プールに凝縮水排
出管および蒸気排出管を介して接続し、蒸気の一部を圧
力抑制プールの水中で凝縮させるようにしたので、それ
だけ熱交換器における交換熱量を減少することができ、
熱交換器構造の小型化が可能となる。

そして、蒸気排出管を介して、蒸気に含まれる非凝縮性
ガスの排出も確実に行なえるので、伝熱管の内面と′蒸
気との接触が阻害されることもなく、常に良好な熱交換
を行なえるようになる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る沸騰水型原子炉の余熱除去装置の
一実施例を示す概略構成図、第２図は第１図の主要部分
を拡大して示す断面図、第３図は本発明の他の実施例を
示す概略断面図、第４図は従来例を示す概略構成図であ
る。 ２１・・・原子炉圧力容器、２２・・・配管、２４・・
・熱交換器、２５・・・円胴、２６・・・伝熱管、２７
・・・入口側水室、２８・・・出口側水室、３０・・・
圧力調節弁、３１・・・余剰蒸気導入管、３１ａ・・・
主蒸気管、３２・・・圧力抑制プール、３３・・・凝縮
水排出管、３４・・・プール水、３５・・・蒸気排出管
。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、原子炉圧力容器から導出した炉水循環用の配管に伝
   熱管式の熱交換器を接続するとともに主蒸気管に圧力調
   節弁を介して前記熱交換器を接続し、これにより原子炉
   停止時の炉水余熱除去運転と原子炉運転時の余剰蒸気凝
   縮運転とを選択的に行なえるようにした沸騰水型原子炉
   の余熱除去装置において、前記熱交換器の伝熱管の入口
   側水室に炉水循環用の配管および主蒸気管からの余剰蒸
   気導入管を接続して、その伝熱管内を炉水および余剰蒸
   気の流通路とするとともに、その伝熱管の出口側水室を
   圧力抑制プールに凝縮水排出管および蒸気排出管を介し
   て連通接続したことを特徴とする沸騰水型原子炉の余熱
   除去装置。 ２、熱交換器は横置き型で、凝縮水排出管は伝熱管の出
   口側水室内の水位制御用のタンクをその途中に有してい
   る特許請求の範囲第１項記載の沸騰水型原子炉の余熱除
   去装置。