JPS6134496A

JPS6134496A - 原子炉冷却系統設備

Info

Publication number: JPS6134496A
Application number: JP15506984A
Authority: JP
Inventors: 賢治林
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1984-07-25
Filing date: 1984-07-25
Publication date: 1986-02-18
Also published as: JPH053559B2

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、原子炉冷却系統設備、特に、原子炉圧力容器
とサブレッションチェンバとを有し、残留熱除去系、高
圧炉心スプレィ系、低圧炉心スブレイ系及びほう酸水注
入系が設けられている原子炉冷却系統設備に関するもの
である。

〔発明の背景〕

原子力発電所には原子炉冷却系統設備として、残留熱除
去系、高圧炉心スプレィ系、低圧炉心スプレィ系、ほう
酸水注入系等が設けられている。

第２図は従来の残留熱除去系を示すもあで、１は原子炉
圧力容器、２は原子炉格納容器（以下格納容器と称する
）、３はサブレッションチェンバ、４は残留熱除去系（
ＲＨＲ）熱交換器、５はＲＨＲポンプ、６．７及び８は
停止時冷却モード吸込配管で、それぞれ格納容器外側隔
離弁まで、格納容器外側隔離弁からループ分岐点ま１、
及びループ分岐点以降を示している。９はポンプ吸込配
管、１０はポンプ吐出配管、１１は低圧注水モード注入
配管、１２は格納容器外側隔離弁以降の停止時冷却モー
ド戻勺配管、１３及び１４は停止時冷却モートヘッドス
プレィ配管で、それぞれ格納容器外側隔離弁上流及び格
納容器外側隔離弁以降を示している。１５はサプレッシ
ョンブール水冷却モード配管、１６は格納容器（ドライ
ウェル）冷却モード配管、１７は格納容器（サブレッシ
ョンチェンバ）冷却モード配管、１８はテスト配管を示
している。

この残留熱除去系は、３系列とし、ポンプ３台、熱交換
器２台、配管、弁、サポート等で構成されてお９、冷却
材喪失事故時には、低圧注水モードとしてサプレッショ
ンプール水をＲＨＲポンプ５で吸引し、原子炉圧力容器
１シユラウド内へ注入するようになっている。また、格
納容器冷却モードとしての運転時には、サプレッション
プール水をＲ，Ｈ几ポンプ５で吸収し、Ｒ，ＨＲ熱交換
器４で冷却した後格納容器２ヘスプレイする。停止時冷
却モードとしての運転時には、原子炉水を再循環ポンプ
入口配管より停止時冷却モード吸込配管６゜７．８を介
して取シ出しＲＨＲポンプ５によシ昇圧しＲＨＲ熱交換
器４で冷却した後、再循環ポンプ吐出配管へ戻す閉ルー
プ循環回路を形成するようになっている。また、サプレ
ッションプール水冷却モードとしての運転時には、サプ
レッションプール水をＲＨＲポンプ５で吸引し、几Ｈ几
熱交換器４で冷却した後テスト配管１８を経由してサブ
レッションチェンバ３に戻るようになっておシ、テスト
配管１８を用いて行う作動試験は、中央制御室から単動
操作されるようになっている。そして、通常運転中にお
いて、原子炉及び格納容器に注入することなく低圧注入
モード、格納容器冷却モート、サプレッションプール水
冷却モードの機能試験ができるように、ポンプ吐出配管
１０から分岐して、系統容量の全量をサプレッションプ
ールに戻すテスト配管１８を装置するとともに、注入に
必要な弁の作動試験ができるようになっている。また、
テスト時に注入圧力の模擬ができるように、テスト配管
１８に絞り弁と減圧オリフィスを設置し、テスト配管１
８はサプレッションプール水冷却モード配管１５を使用
するようになっている。

第３図は従来の高圧炉心スプレィ系を示すもので、第２
図と同一の部分には同一の符号が付してあり、１９は復
水貯蔵タンク（Ｃ８Ｔ）、２０は高圧炉心スプレィ系（
ＨＦＯ２）ポンプ、２１はＨＰＣＳポンプ吸込配管（Ｃ
８Ｔ側）、２２はＨＰＣ８ポンプ吸込配管（サブレッシ
ョンチェンバ側）、２３はＨＰＣ８ポンプ吐出配管、２
４は注入配管、２５はテスト配管（Ｃ８Ｔ側）、２６は
テスト配管（サブレッションチェンバ側）ヲ示している
。

この高圧炉心スプレィ系は非常用炉心冷却系の１系統と
して設けられ、ポンプ１台、配管、弁。

サポート等で構成されている。この系統は、復水貯蔵タ
ンク１９水又は、サプレッションプール水をＨＰＣＳポ
ンプ２０で昇圧し原子炉圧力容器１シユラウド内に注入
し、冷却材喪失事故時に、炉心を減圧、スプレィ冷却、
再冠水できるようになっている。そして、通常運転中に
原子炉に注入することなく、復水貯蔵タンク１９水を使
用して機能試験ができるようにＨＰＣ８ポンプ吐出配管
２３から分岐して復水貯蔵タンク１９に戻すテスト配管
２５を設置すると共に注水に必要な弁の作動試験ができ
るようになっている。このテスト配管２５には、テスト
時に注入圧力の模擬ができるようにするために、絞シ弁
及び減圧オリフィスを設置しである。また、サブレツシ
ョンチェンノく３を水源とした機能試験ができるように
、ＲＰＣ８ポンプ吐出配管２３から分岐してサブレッシ
ョンチェンバ３に戻すテスト配管２６を設置してあり、
さらにテスト時に注入圧力の模擬ができるようにするた
めにこのテスト配管２６に絞シ弁及び減圧オリフィスを
設置しである。

第４図は従来の低圧炉心スプレィ系を示すもので、第２
図及び第３図と同一の部分には同一の符号が付してあ）
、２７は低圧炉心スプレィ系（ＬＰ０１　）ポンプ、２
８及び２９はＬＰＣ８ポンプ吸込配管でそれぞれサブレ
ッションチェンバ出口隔離弁までとサブレッションチェ
ンバ出口隔離弁よシボンブ入口までを示している。３０
は注入弁までのＬＰＣＢポンプ吐出配管、３１は原子炉
注入配管、３２はテスト配管、３３はＬＰＣ８封水ポン
プを示している。

この低圧炉心スプレィ系も、非常用炉心冷却系の１系統
として設けられ、ポンプ１台、配管、弁。

サポート等で構成される。この系統は、サプレッション
プール水をＬＰＣＳポンプ２７で昇圧し原子炉圧力容器
１シユラウド内に注入し、冷却材喪失事故時に、炉心を
スプレィ冷却、再冠水できるようになっている。そして
、通常運転中、原子炉に注入することなく機能試験が行
なえるように、ＬＰＣＳポンプ吐出配管３０から分岐し
て系統容量の全量をサブレッションチェンバ３に戻ステ
スト配管３２を設置すると共に、注水に必要な弁の作動
試験が行なえるようになっている。また、テスト時に注
入圧力の模擬ができるように、テスト配管３２に絞り弁
と減圧オリフィスを設置しである。　・第５図は従来のほう酸水注入系（８ＬＣ）を示すもので
、第２図、第３゛−及び第４図と同一部分には同一の符
号が付しである。３４は五はう酸ナトリウム水溶液（以
下はう酸水と称する）貯蔵タンク、３５はほう酸水注入
系（ＳＬＣ）ポンプ、３６はＳＬＣテストタンク、３７
は注入ポンプ吸込配管、３８は爆破開放弁、３９は爆破
開放弁３８までのポンプ吐出配管、４０は爆破開放弁３
８よ多原子炉圧力容器１までの注入配管、４１はＳＬＣ
テストタンク３６人口止め弁よ、ＤＳＬＣテストタンク
３６人口までの配管、４２は８ＬＣテストタンク３６よ
シ出ロ弁までの配管、４３はほう散水貯蔵タンク３４よ
シ出口止め弁までの配管を示している。

このほう酸水注入系は、通常運転時で制御棒が挿入でき
ない時に、原子炉を冷温未臨界状態に維持するため、は
う酸水を原子炉に注入できるように設けられておシ、は
う散水貯蔵タンク、テストタンク、はう散水注入ポンプ
、配管、弁、サポート等から構成されている。はう素と
炉水が均一に混合して、効果的に炉心の反応度を制御で
きるように、炉心支持板下部に注入ノズルを設置して、
はう酸水を８ＬＣポンプ３５で炉内に注入可能になって
いる。原子炉停止系として制御棒駆動水系と冗長性を有
し、また系統の信頼性を増すために、系統機能達成に必
要な動的機器（計装、制御用機器など）は全て二重化し
、それらに接続する非常用ＡＣ電源は、区分１９区分■
に分離して接続されている。

従って、第２図、第３図、第４図及び第５図に示したよ
うな、残留熱除去系、高圧炉心スプレィ系、低圧炉心ス
プレィ系及びほう酸水注入系の設けられている従来の原
子炉の冷却系統設備では、原子炉緊急停止系である残留
熱除去系、高圧炉心スプレィ系や低圧炉心スプレィ系な
どは、各系統の独立性を確保し運転する必要性から、テ
スト配、管そのものも各系統ごとに独立に設置され、そ
れぞれテスト配管をもっていることから、配管の長さを
著しく増加することになり、配管物量の増加。

配管サポート物量の増加、配管保温物量の増加及び弁員
数等が増加するという欠点があった。

また、配管及び容器の内゛表面より発生したクラッドが
、原子炉圧力容器に蓄積したまま放置され、プラントの
運転時間を重ねるに従い、放射化したクラッドが原子炉
圧力容器の底部に蓄積し、定検時における制御棒の交換
作業や、原子炉格納容器内の配管、弁、サポート等の保
守点検、検査作業時に、作業員が被曝する可能性がある
という欠点があった。

〔発明の目的〕

本発明は、従来技術の問題点を除去し、原子炉格納容器
の信頼性の向上、有効スペースの確保の可能な合理的な
残留熱除去系統設備を提供することを第一の目的とし、
さらに放射線被曝の低減の可能な残留熱除去系統設備を
提供することを第二の目的とするものである。

〔発明の概要〕

本発明は、原子炉圧力容器とサブレッションチェンバと
を有し、残留熱除去系、高圧炉心スプレィ系、低圧炉心
スプレィ系、及びほう酸水注入系が設けられている原子
炉冷却系統設備において、前記高圧炉心スプレィ系のテ
スト配管と前記残留熱除去系の熱交換器出口ラインとの
間、及び前記低圧炉心スプレィ系のテスト配管と前記残
留熱除去系の熱交換器出口ラインとの間の少なくとも一
箇所が弁を介して接続されていることを第一〇特徴とす
るものであり、さらに前記残留熱除去系の熱交換器出口
ラインと前記ほう酸水注入系の爆破開放弁下流側との間
が弁を介して接続されていることを第二の特徴とするも
のである。

すなわち、例えば高圧炉心スプレィ系のテスト配管と残
留熱除去系の熱交換器出口ラインとの間（残留熱除去系
テスト配管と高圧炉心スプレィ系及ヒ低圧炉心スプレィ
系のテスト配管とを接続し、遠隔操作弁を設置し、各系
統の独立性を保つよう隔離信号を設けることにより、系
統機能試験力【可能となり、かつ合理的な系統構成を実
現しプラント内の保守点検、検査作業における被曝低減
、原子炉格納容器の信頼性向上、設備の合理化による経
済性向上、原子炉格納容器周辺のスペース性と配置の改
善に寄与することが可能である。

また、例えば、高圧炉心スプレィ系のテスト配管と残留
熱除去系の熱交換器出口ラインとの間、低圧炉心スプレ
ィ系のテスト配管と残留熱除去系の熱交換器出口ライン
との間、及び残留熱除去系の熱交換器出口ラインとほう
酸水注入系の爆破開放弁下流側との間がそれぞれ弁を介
して接続されている場合には、原子炉圧力容器底部に接
続されているほう散水注入ノズルよシ純水の高速水を注
入し、原子炉圧力容器底部の蓄積クラッドをジェット流
にて吹き飛ばし、通常の原子炉冷却系統設備を有効に作
用させ、原子炉圧力容器及び、それに接続される配管内
の水質浄化改善を計ることが可能である。

そしてこのように残留熱除去系の系統構成を、合理的に
行なうと同時に、原子炉圧力容器底部のクラッドのフラ
ッシングを効果的に実施するととにより、原子炉圧力容
器サブレッションチェンバの貫通部、残留熱除去系テス
ト配管、弁、保温。

サポート等を少なくすることにより、原子炉格納容器の
信頼性の向上、原子炉格納容器外周辺の配置改善による
有効スペースの確保、クラッド除去による原子炉停止後
における放射線被曝の低減並びに合理的な残留熱除去系
統設備を提供することを可能にするものである。

〔発明の実施例〕

第１図は一実施例の全体系統構成の系統図で、第２図か
ら第５図までと同一の部分には同一符号が付してめる。

４ａ、５ａ、１０ａはそれぞれＨＦＯ２側に設けられて
いるＲＨＲ，熱交換器、ＲＩＨＲ，ポンプ、ポンプ吐出
配管、４ｂ、５ｂ、１０ｂはそれぞれＬＰ０１側に設け
られているＲＨＲ熱交換器、几ＨＲポンプ、ポンプ吐出
配管、４４はテスト配管３２とポンプ吐出配管１０ｂと
の間を接続する配管に設けられている弁、４５はテスト
配管Ｃサブレッションチェンバ側）２６とポンプ吐出配
管１０ａとの間を接続する配管に設けられている弁、４
６はテスト配管（サブレッションチェンバ側）２６のサ
ブレッションチェンバ２６側に設けられている弁、４７
はほう酸水注入系に設けられている爆破開放弁、４８は
ポンプ吐出配管１０ａと＃１う酸水注入系の・爆破開放
弁４７下流側との間を接続する配管に設けられている弁
、４９は原子炉冷却材再循環系（Ｐ　Ｌ　Ｒ）配管を示
してお如、図中の太線部分が本発明により改良された系
統構成を示している。

すなわち、Ｒ，ＨＲ熱交換器４ｂのポンプ吐出配管１０
ａと低圧炉心スプレィ系のテスト配管３２とを連絡する
配管と弁４４及び、他方のＲ，ＨＲ熱交換器４ｂのポン
プ吐出配管１０ｂと高圧炉心スプレィ系のテスト配管２
６とほう散水圧入系の注入配管４０とを結ぶ配管とを連
絡する系統を構成させである。

また、ＨＰＣＳポンプ２０のテスト配管（サブ′　レツ
ションチェンバ側）２６とほう酸水注入系の注入配管４
０を連絡する配管とそれにとりつけである弁４５と弁４
８からなる系統が構成されるが、その際弁４８が開のと
きは、その作動信号によシ弁４５も開となるようインタ
ーロックされておシ、またほう酸水注入系が、健全に作
動するだめに、爆破開放弁４７が開のときは、その作動
信号を受けて、弁４８が、確実に閉となるように・イン
ターロックを形成し、また、弁４８が開のときは、その
開信号を受けて、爆破開放弁４７は閉となるようにイン
ターロックを形成するようになっている。

弁４５．４８、爆破開放弁４７は、次のようにインター
ロックされて、その開閉操作は、遠隔操作可能である。

すなわち、弁４８を最初に開操作した時は、次に弁４５
もその開信号を受けて開となるように、インターロック
されている。また爆破開放弁４７、弁４８を開操作した
時は、その開信号を受けて、弁４８は閉となるようにイ
ンターロックされている。また、弁４８が開の時には爆
破開放弁４７は閉であるようにインターロックされてい
る。また、弁４５を最初に開操作した時は、弁４８は閉
となるようにインターロックされている。

この実施例では、プラント停止時に、ＨＰＣＳポンプ２
０を起動させ、弁４６を予め閉にし、かつ弁４５．４８
を開にし、復水貯蔵タンク１９よシ純水を供給し、ほう
酸水注入系の注入配管４０を介して、原子炉圧力容器１
の底部に、流速約５０　ｍ　／　ｓ以上の高速水を注入
する。それにより原子炉圧力容器１底部の貯積クラッド
をジェット流にて舞い上らせ、ＰＬＲ配管４９にて強制
循環させ、原子炉冷却材浄化系にて浄化することが可能
である。′ほう酸水注入系が、健全に作動するように爆
破開放弁４７の開信号の時は、弁４８は閉となるように
、又弁４８がフラッシング時に開となるときは、開信号
にて爆破開放弁４７は閉となるように、インターロック
をつけておけば、プラント停止時において、ほう酸水注
入系に影響を与えることなく、フラッシングが可能とな
る。父、プラント運転中においては、通常フラッシング
は実施しないが、弁開閉、ポンプの起動の誤動作、もし
くは高圧炉心スプレィ系が作動する事態が発生したとし
ても、弁はインターロックされているため、ほう酸水注
入系の機能の健全性は十分確保されるので問題はない。

また、プラント運転中、もしくは、停止中において、残
留熱除去系の起動試験を実施する場合、弁４５を開とし
、ＲＩＨＲポンプ５ａの起動にょシ、サブレッションチ
ェンバ３の水は、ポンプ吐出配管１０ａを介して弁４５
を通シテスト配管２６を経由して、サブレッションチェ
ンバ３へと戻される。その際には、弁４５が開の、Ｊ−
六は、その１８１信号を受けて、弁４８は閉となるよう
にインターロックされている。したがって残留熱除去系
の起動試験が十分実施可能であシ、弁４８の誤操作によ
り、圧力容器に誤って水を注入するということを防止す
ることが可能となる。

また、高圧炉心スプレィ系の起動試験を実施する場合に
、弁４５を閉にしたままでポンプ２０を起動し、サブレ
ッションチェンバ３の水ヲ、１（ＰＣＳポンプ吐出配管
２３、テスト配管２６を経由して、サブレッションチェ
ンバ３へと戻シテ、起動試験を実施することが可能とな
る。

また、同様に低圧炉心スプレィ系の起動試験を実施する
場合、弁４４を閉にしたままで、ＬＰＯＳポンプ２７を
起動し、サブレッションチェンバ３の水を、ＬＰＣＳポ
ンプ配管３０を介して、テスト配管３２を経由して、サ
ブレッションチェンバ３へと戻し、起動試験を実施する
ことが可能である。

以上のように、残留熱除去系、はう散水系、高圧炉心ス
プレィ系、低圧炉心スプレィ系それぞれの健全性と独立
性を確保することが可能となり、また、原子炉圧力容器
底部の蓄積クラッドのフラッシング及び残留熱除去系の
起動試験を実施しても、各系統機能の健全性と信頼性に
は、何ら悪影響を与えることはない。

また、この原子炉冷却系統設備によれば、原子炉格納容
器及びサブレッションチェンバを［４するペネトレーシ
ョン（口径約８〜１０インチ）を、共用する系統構成と
することが可能であることから、ペネトレーションの員
数が低減され、本来狭隘テするペネトレーション廻りの
スペース性が改善され、作業員の通路性や保守点検作業
性、それに基づく被曝低減に寄与することが可能となる
。

同時に、原子炉格納容器のペネトレーションが削減する
ことから、貫通溶接部の漏洩に対する信頼性の向上と、
合理化された経済的な原子炉格納容器の実現を可能とす
るものである。

また、この原子炉冷却系統設備によれば、短期間に効果
的に、高速純水を原子炉圧力容器部よ如注入し、炉内の
蓄積クラッドを除去し、清浄化することか可能となり、
原子炉圧力容器周辺並びに原子炉圧力容器への接続配管
の線量率の上昇を妨げ、周辺での保守点検や分解、検査
作業時の作業員の被曝低減の効果がある。

さらに、残留熱除去系配管のテスト配管の長さを著しく
低減することが可能となり、かつ、′配管物量、配管す
ポート物量、配管保温物量及び弁員数を著しく低減する
ことが可能となシ、合理的な系統構成を設置する経済的
なプラン、トを実現可能とする効果がある。

〔発明の効果〕

本発明は、原子炉格納容器の信頼性の向上、有効スペー
スの確保の可能な合理的な残留熱除去系統設備、及びさ
らに放射線被曝の低減の可能な残留熱除去系統設備を提
供可能とするもので、産業上の効果の大なるも＾である
。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の原子炉冷却系統設備の一実施例の系統
図、第２図は従来の原子炉冷却系統の残留熱除去系の系
統図、第３図は同じく高圧炉心スプレィ系の系統図、第
４図は同じく低圧炉心スプレィ系の系統図、第５図は同
じくほう酸水注入系の系統図である。１・・・原子炉圧力容器、２・・・原子炉格納容器、３
・・・サブレツションチェン／＜、４ａ、４ｂ・・・Ｒ
，ＨＲＩ交換器、５ａ、５ｂ−・・几ＨＲポンプ、１０
ａ。１０ｂ・・・ポンプ吐出配管、１９・・・Ｃ８Ｔ、２０
・・・ＨＰＣ８ポンプ、２１・・・ＨＰＣ８ポンプ吸入
配管、２６・・・テスト配管Ｃサブレッションチェンバ
側）、２７・・・ＬＰＯＳポンプ、３０・・・（注入弁
までの）ＬＰＣ８ポンプ吐出配管、３２・・・テスト配
管、３４・・・はう散水貯蔵タンク、３５・・・８ＬＣ
ポンプ、４５．４６・・・弁、４７・・・ほう酸水注入
系に設けられている）爆破開放弁、４Ｂ・・・弁、４９
・・・ＰＬＲ配管。

Claims

【特許請求の範囲】１、原子炉圧力容器とサブレッションチェンバとを有し
、残留熱除去系、高圧炉心スプレイ系、低圧炉心スプレ
イ系、及びほう酸水注入系が設けられている原子炉冷却
系統設備において、前記高圧炉心スプレイ系のテスト配
管と前記残留熱除去系の熱交換器出口ラインとの間、及
び前記低圧炉心スプレイ系のテスト配管と前記残留熱除
去系の熱交換器出口ラインとの間の少なくとも一箇所が
弁を介して接続されていることを特徴とする原子炉冷却
系統設備。２、原子炉圧力容器とサブレッションチェンバとを有し
、残留熱除去系、高圧炉心スプレイ系、低圧炉心スプレ
イ系、及びほう酸水注入系が設けられている原子炉冷却
系統設備において、前記高圧炉心スプレイ系のテスト配
管と前記残留熱除去系の熱交換器出口ラインとの間、及
び前記低圧炉心スプレイ系のテスト配管と前記残留熱除
去系の熱交換器出口ラインとの間の少なくとも一箇所、
並びに前記残留熱除去系の熱交換器出口ラインと前記ほ
う酸水注入系の爆破開放弁下流側との間が弁を介して接
続されていることを特徴とする原子炉冷却系統設備。３、前記爆破開放弁及び前記残留熱除去系の熱交換器出
口ラインと前記ほう酸水注入系の爆破開放弁下流側との
間に設けられている弁は、開閉状態が互いに逆になるよ
うにインターロックされ、前記ほう酸水注入系の爆破開
放弁下流側との間に設けられている弁及び前記高圧炉心
スプレイ系のテスト配管と前記残留熱除去系の熱交換器
出口ラインとの間に設けられている弁は、開閉状態が互
いに逆になるようにインターロックされている特許請求
の範囲第２項記載の原子炉冷却系統設備。