JPS62195594A

JPS62195594A - 原子炉冷却系統設備

Info

Publication number: JPS62195594A
Application number: JP61037854A
Authority: JP
Inventors: 賢治林
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1986-02-22
Filing date: 1986-02-22
Publication date: 1987-08-28
Also published as: JPH0531955B2

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】〔産業上の利用分野〕本発明は、原子炉の冷却系統設備に係り、特に原子炉停
止時冷却系（残留熱除去系）、冷却材浄化系等を具備す
る原子炉冷却系統設備に関するものである。

〔従来の技術〕

原子力発電所内の原子炉冷却系統設備は、冷却材喪失事
故時にサプレッションプール水を原子炉に供給する低圧
注水系と、原子炉格納容器を冷却する格納容器冷却系と
、原子炉停止時に原子炉の残留熱を除去する原子炉停止
時冷却系と、原子炉運転時に炉水（１次冷却材）を浄化
して再供給する冷却材浄化系等から構成されている。

第３図は、これらの各種冷却系統を備えた従来の冷却系
統設備の一例を示すものであり、以下、同図に基づき従
来の冷却系統設備を説明する。

図中、１は原子炉圧力容器、２は原子炉格納容器、３は
サプレッションプール水４を貯水するサプレッションプ
ールである。

低圧注水系は、サプレッションプール３→冷却主系統主
ライン１７（ポンプ５→熱交換器６）→原子炉圧力容器
１からなり、冷却材喪失事故時にこの経路を介してサプ
レッションプール水４を原子炉圧力容器１のシュラウド
内に注入する。

格納容器冷却系は、サプレッションプール３→ポンプ５
→熱交換器６→格納容器冷却系配管１６゜２０からなり
、サプレッションプール水４をポンプ５で吸引し、熱交
換器６で冷却した後、配管１６．２０を介してスプレィ
することにより原子炉格納容器２の冷却を行なうもので
ある。

原子炉停止時冷却系は、原子炉圧力容器１→再循環系ポ
ンプ７の出口側配管９→炉水取出配管２１→弁２２→ポ
ンプ５→熱交換器６→停止時冷却系配管工８→再循環系
ポンプ７の入口側配管８→原子炉圧力容器１からなり、
原子炉停止時冷却系の運転時に炉水を再循環系ポンプ７
の出口側配管９より取出し、ポンプ５により昇圧し、熱
交換器６で冷却した後に再循環系入口配管８に戻して閉
ループ循環回路を形成して、原子炉停止時の残留熱を除
去するものである。

冷却材浄化系は、再循環系ポンプ７の入口側配管８→冷
却材浄化系配管１９→浄化系ポンプ１１→再生熱交換器
１２の１次側→非再生熱交換器１３→ろ過脱塩装ｆｆｌ
！１４→再生熱交換器１２の２次側→給水系連絡用配管
２４→給水系配管１５→原子炉圧力容器１からなり、原
子炉運転時に、この経路のろ過説塩装置Ｉ！！１４によ
り炉水を浄化し。

浄化系ポンプ１１により給水系と冷却材浄化系との合流
部２５に浄化炉水を送り給水系配管１５を介して原子炉
圧力容器１に戻す。

また、原子炉冷却系統設備には、サプレッションプール
水４をポンプ５で吸引し、熱交換器６で冷却した後に、
テスト配管１０を経てサプレッションプール３に戻すサ
プレッションプール水冷却系と１通常運転中において、
原子炉圧力容器１及び原子炉格納容器２にサプレッショ
ンプール水４を注入することなく、低圧注水系、格納容
器冷却系及びサプレッションプール水冷却系の機能試験
が行ない得るようにポンプ５→テスト用配管１０′。

１０→サプレツシヨンブール３からなるテスト系が設け
られている。

以上のように、原子炉冷却系統設備には各種の冷却系統
を具備して、原子炉の円滑かつ安全な運転を行ない得る
ようにしである。なお、原子炉冷却系統に関する従来技
術としては、例えば特開昭５４−２０２９３号、特開昭
５６−１５０３９５号公報等に記載されたものがある。

〔発明が解決しようとする問題点〕

このような各種冷却系統を有する系統構成のうちで、特
に原子炉圧力容器１からの炉水を循環させる原子炉停止
時冷却系や冷却材浄化系においては、原子炉停止時冷却
系配管１８、冷却材浄化系配管１９及び原子炉圧力容器
内表面より発生したクラッドが、プラントの運転時間の
経過に従がい放射能化するために、これらの配管１８．
１９等、或いはこの種配管に取付けた弁、サポート等の
保守点検、検査作業、ポンプ・弁等の分解作業時に作業
者が被曝する危険性を有し、その安全対策を充分に配慮
する必要があった。

また、原子炉停止時冷却系配管１８の口径が、通常、約
４．０ＯＡ、冷却材浄化系配管１９の口径が約２００Ａ
程度に大口径であり、且つ相当の長さく例えば、停止時
冷却系配管１８で約５０ｍ程度）を有して、再循環系配
管８．９が設置されている保守点検頻度の多い床に全周
にわたり引廻されており、これらの配管、配管サポート
、保温材等の物量及び弁員数を多く要していた。

更に、ｙＫ子炉停止時冷却系運転時には、原子炉再循環
系配管８と原子炉停止時冷却系配管１８との流体が合流
する（第３図の符号Ｐで示す部分）が、再循環系配管と
原子炉停止時冷却系戻り配管の内部流体温度が夫々的１
８０℃、約７０”Ｃの温度状態にあるため、両系統の温
度差は約１１０℃以上となり、その結果流体合流部Ｐは
経時的な熱疲労が生じて配管が損傷する可能性を有して
いた。

本発明は以上の点を考慮してなされたものであり、その
目的とするところは、原子炉停止時冷却系配管、冷却材
浄化系配管等の系統構成を合理的に構成することにより
、この種配管の作業点検の安全性を図ると共に、原子炉
停止時冷却系配管。

冷却材浄化系配管、配管サポート等の物量削減化を図り
、しかも原子炉停止時冷却系配管と再循環系配管合流部
における熱疲労を解消することができる原子炉の冷却系
Ｍｆｆ備を提供することにある。

〔問題点を解決するための手段〕

本発明は、上記目的を達成するために、原子炉圧力容器
から取水した炉水を浄化して給水系ラインに合流させて
原子炉圧力容器に戻す冷却材浄化系と、炉水を冷却系統
主ラインの熱交換器で冷却した後原子炉圧力容器に戻す
原子炉停止時冷却系と、サプレッションプール水を前記
冷却系統主ライン、低圧注水ラインを介して原子炉圧力
容器に注水するものにおいて、前記原子炉停止時冷却系
。

冷却材浄化系の炉水を原子炉圧力容器の再循環系ライン
から原子炉格納容器の外部に共通の炉水取出配管を介、
して取水するようにし、この炉水取出配管を分岐して、
その一方側を前記冷却系統主ラインのポンプ、熱交換器
の上流側に接続すると共に他方側を冷却材浄化系連絡配
管を介して前記冷却材浄化系の再生熱交換器の１次側入
口に接続し。

更に前記冷却系統主ラインのポンプ、熱交換器の下流側
には配管を分岐し、この分岐配管を前記冷却材浄化系ラ
インと給水系ラインを接続する給水系連絡配管に接続し
て、前記原子炉停止時冷却系を前記の炉水取出配管、冷
却系統主ライン、分岐配管、給水系連絡配管、給水系ラ
インにより構成し、前記冷却材浄化系を前記の炉水取出
配管、冷却材浄化系連絡配管、冷却材浄化系ライン、給
水系ラインにより構成し、これらの冷却材浄化系と原子
炉停止時冷却系とを切換弁の弁切換制御により選択可能
にしたものである。

〔作用〕

このような構成よりなる本発明によれば、冷却材浄化系
、原子炉停止時冷却系のいずれの動作時においても、共
通する１つの炉水取出配管を介して原子炉圧力容器から
炉水を取水することが可能となる。そして、原子炉運転
時には、この炉水取出配管から分岐する冷却材浄化系連
絡配管を介して炉水が冷却材浄化系ラインに流れ、ろ過
手段を介して浄化された後に、給水系連絡配管、給水系
ラインを介して原子炉圧力容器に戻される。従って、従
来のような冷却材浄化系専用の炉水取出配管を用いるこ
となく、Ｒ子炉停止時系と共用する炉水取出配管を介し
て炉水を原子炉格納容器外部に設置された冷却材浄化系
ラインに導くことができる。

また、原子炉停止時には、前記炉水配管から同様にして
炉水を取水し、その後、冷却系統主ラインの熱交換器で
冷却し、この冷却炉水を分岐配管、給水系連絡配管、給
水系ラインを介して原子炉に戻すことができる。従って
、従来のように停止冷却系専用戻り配管を原子炉格納容
器に貫通させることなく、既存の給水系ラインを利用し
て冷却された炉水を原子炉圧力容器に戻すことができる
。

また、この停止時冷却系の戻り水を従来とは異なり再循
環系ラインに合流させることなく原子炉圧力容器に戻す
ことができる。

〔実施例〕

本発明の一実施例を第１図及び第２図に基づき説明する
。

第１図は１本実施例の冷却系統設備の配管図を示すもの
であり、同図において、既述した第３図の従来の冷却系
統設備の符号と同一のものは同一部分を示すものである
。

すなわち、図中、１は原子炉圧力容器、２は原子炉格納
容器、３はサプレッションプール、４はサブレツヨンプ
ール水である。

５は低圧注水系、原子炉格納容器冷却系、原子炉停止時
冷却系動作時等に作動する残留熱除去系のポンプであり
、ポンプ５は原子炉停止時冷却系の炉水及びサプレッシ
ョンプール水を途中経路まで搬送する冷却系統主ライン
１７に配置され、また熱交換器６の下流側に配置されて
いる。

そして、冷却材喪失事故時には、サプレッションプール
３→熱交換器６→ポンプ５→低圧注水系配管１７′→原
子炉圧力容器１の低圧注水系により原子炉圧力容器１の
シュラウド内にサプレッションプール水４が供給される
。

また、原子炉格納容器冷却系は、サプレッションプール
３→熱交換器６→格納容器冷却系配管１６．２０よりな
り、この経路によって冷却材喪◇ 失事故が生じた時にサプレッションプール４が原子炉格
納容器２にスプレィされる。

７は再循環系ポンプ、８は再循環系ポンプ７の入口側配
管、９は出口側配管である。

再循環系ポンプ７の出口側配管９には、ｍ子炉停止時冷
却系、冷却材浄化系の動作時に炉水を原子炉格納容器２
の外部に取出す炉水取出配管２１′が接続され、炉水取
出配管２１′の外側隔離弁３５の下流側に連絡配管２６
の一端が分岐して接続され、連絡配管２６の他端を冷却
材浄化系の再生熱交換器１２の一次側入口１２′に゛接
続しである。

また、冷却材浄化系のポンプ１１は非再生熱交換器１３
の下流側に配置してなり、冷却材浄化系の系統構成を、
原子炉圧力容器１→再循環系ポンプ７の出口側配管９→
炉水取出配管２１′→冷却材浄化系連絡配＋１Ｉｆ２６
→冷却材浄化系ライン２４（再生熱交換器１２の１次側
→非再生熱交換器１３→ポンプ１１→ろ過脱塩装置１４
→再生熱交換器１２の２次側）→給水系連絡配管２４′
→給水系配管１５→原子炉圧力容器１から構成している
。この冷却材浄化系は、第３図の従来の冷却材浄化系と
比較した場合、従来の如く再循環系ポンプ７の入口側配
管８→冷却材浄化系配管１９の経路を経ずに、再循環系
ポンプ７の出口側配管９、後述する原子炉停止時冷却系
と共通の炉水取出配管２１′を利用して冷却材浄化系連
絡配管２６により冷却材浄化系の動作を行なうようにし
た点と、浄化系ポンプ１１を非再生熱交換器１３の下流
側に配置した点が異なるものである。

また、本実施例では、冷却系統主ライン１７と注水系配
管１７′の間に設けた原子炉格納言外側隔離弁３０の上
流側を分岐して遠隔操作弁２８を有する分岐配管２９を
接続し、この連絡配管２９の他端を給水系連絡配管２４
′に接続して、この分岐配管２９．給水系連絡配管２４
′の経路を利用して原子炉停止時冷却系の一部を構成し
ている。

すなわち、ＪｊＫ子炉停止時冷却系は、原子炉圧力容器
１→再循環系ポンプ７の出口側配管９→炉水取出配管２
１′→弁２２→冷却系統主ライン１７（熱交換器６→ポ
ンプ５）→分岐配管２９→給水系連絡配管２４′→給水
系配管工５→原子炉圧力容器１により構成されており、
第３図の従来例における原子炉停止時冷却系のように停
止時冷却系配管工８→再循環系ポンプ７の入口側配管８
の経路を経ることなく、分岐配管２９→給水系連絡配管
２４′→給水系配管１５の経路により原子炉圧力容器１
に炉水を戻し、原子炉停止時の残留熱を除去するように
しである。

以上に述べた各種冷却系は、夫々の系に配置された遠隔
操作弁３５，２２，２７．３０等の弁開。

弁閉制御及び残留熱除去系ポンプ５．冷却材浄化系ポン
プ１１のオン・オフ制御によって行なわれるものであり
、以下１本実施例の要点となる冷却材浄化系、停止時冷
却系の動作について説明する。

原子炉の通常運転時においては、冷却材浄化のために、
再循環系ポンプ出口配管８より分岐した炉水取出配管２
１′を介して炉水が取出され、この炉水が原子炉格納容
器内側隔離弁３４、外側隔離弁３５．冷却材浄化系連絡
配管２６．再生熱交換器（１次側）１２、非再生熱交換
器１３を経た後、冷却材浄化系ポンプ１１にて昇圧され
、ろ過説塩器１４で浄化された後に配管２４．２４’　
を経て給水系配管工５を介して原子炉圧力容器１へ戻さ
れる。このような動作を繰返すことにより原子炉内の水
質を規定の状態に確保する。なお、このような冷却材浄
化系動作時、すなわち冷却材浄化系ポンプ１１の駆動中
は、原子炉停止時冷却系の遠隔操作弁２２，２３，２９
が閉状態を保つようインターロックされており、１次冷
却材（炉水）が停止時冷却系配管１７に流れ込んだり、
又原子炉停止時冷却系配管の保管水等が冷却材浄化系配
管２６．２４側に洩れたり、流れ込んだりすることはな
く、冷却材浄化系の機能の独立性、健全性が保障される
。

また、原子炉運転停止段階においては、完全停止に至る
までに約２０時間の停止時冷却運転が実施される。

この原子炉停止時冷却系は、停止時冷却系ポンプ５を作
動させ、遠隔操作弁２２，２３．２８を弁開制御するこ
とにより、再循環系出口側配管９より取出した炉水が原
子炉内側隔離弁３４、外側隔離弁３５．遠隔操作弁２２
を経て熱交換器６で冷却され、停止時冷却系ポンプ５で
昇圧された後。

配管１７，２９．遠隔操作弁２８、配管２４′、給水系
配管１５を介して原子炉圧力容器１に戻されるものであ
る。そして、この冷却系動作を繰返すことにより、原子
炉圧力容器１内の冷却水温度が所定の温度（約５０℃）
以下に冷却される。なお、この停止時冷却系動作時には
停止時冷却系ポンプ５の起動前に遠隔操作により、冷却
材浄化系の遠隔操作弁２７が予め弁閉制御され、低圧注
水系弁２６が弁閉制御されているもので、したがって停
止時冷却系の機能の独立性、健全性が保障されている。

第１図に示す破線は、前述した冷却材浄化系。

原子炉停止時冷却系の動作制御系を示すもので。

伊再循環系からの用岐配管２１′に設けた弁３５は。

上記両系統の動作時のいずれにも共用できるように通常
開の状態に制御される。停止時冷却系遠隔操作弁２２，
２３．２８は、冷却材浄化系ポンプ１１の起動状態又は
遠隔操作弁２７の開状態時に閉となるようにインタロッ
クされる。なお、本実施例は原子炉停止時冷却系をＡ系
、Ｂ系の２系統にし、Ｂ系の図示を省略してその遠隔操
弁２３のみを図示しである。

以上のように、本実施例によれば、原子炉運転時におけ
る冷却材浄化系動作を原子炉停止時冷却系と共用の炉水
取出配管２１′と、これに付加した連絡配管２６によっ
て行ない得るので、従来のような冷却材浄化系専用配管
１９（第３図参照）を省略することができる。更に、原
子炉停止時の停止時冷却系動作を冷却系統主ライン１７
、分岐停・配管２９、給水系連絡配管２４′介して給水系配管１５
に戻すことにより行ない得るので、従来のような停止時
冷却系専用配管１８（第３図参照）を省略することがで
きる。従って原子炉格納容器２内に配置される冷却材浄
化系ポンプ’′ｅ１９と停止時冷却系専用配管１８の削
減化を図り、特にこの種配管は高価なステンレス製管を
大径化し、配管長を長くして使用されていたので、これ
らの配管の削減により配管物量、配管サポート、配管保
【温物量、弁員数等−低減化し、合理的系統構成を有する
経済的なプラントを実現させることができる。

更に、上記項内により配管１８．１９が削減されるため
格納容器２を貫通する配管用ペネトレーション（呼称口
径約５５０ｍ〜６００ｎｍ）Ｌ低減することができ、放
射能漏洩防止維持を必要とする原子炉格納容器の信頼性
の向上を図り得る。

また、原子炉格納容器内の狭あいなスペース内に設置さ
れる停止時冷却系配管（呼称口径３５０脳程度）を低減
することができることから、毎年５原子炉格納容器内で
実施される停止時冷却系配管。

配管サポート等の煩わいし検査作業の負担を軽減化する
ことができ、しかもこの種配管の検査作業時、保守点検
作業時の被曝の危険性を低減させることができる。

更に本実施例によれば、原子炉停止時冷却系の動作時に
熱交換器６で冷却された冷却水を冷却系統主ライン１７
から分岐する分岐配管２９、給水系配管１５を介して原
子炉圧力容器１に戻すことができるので、従来のように
停止時冷却系の戻り炉水を原子炉再ＷＩ環系配管８の合
流部（第４図の符号Ｐ）に戻す必要がなくなり、両系統
の内部流体温度差に起因する熱疲労を防止し、これらの
配管の健全性を高めることができる。

更に本実施例では、従来と異なり冷却系統主ライン１７
の熱交換器６の下流側に残留熱除去系ポンプ５を配置し
、また、冷却材浄化系の再生熱交換器１２の下流側に冷
却材浄化系ポンプ１１を配置しているため、ポンプ５，
１１に対する放射能付着率を低減させることができる。

すなわち、第２図に示すようなコバルト６０（”Ｃｏ）
の配管への付着量と酸化被膜量の温度との関係（第２図
のグラフは「日本原子力学会年会要旨集（昭和５９年、
第２２回）」より出典）からも明らがなように　８０（
，０の付着量は２５０℃付近で最大となっており、温度
の低下と共に急激に減少するものであり、また、６０Ｃ
Ｏの付着量と酸化被膜量との温度依存性は、同様の傾向
を示しており１以上の温度特性からすれば、炉水温度が
低温化された再生熱交換器の下流側にポンプ５，１１を
設けることにより放射能付着率をより低減させることが
できる。特に、原子炉通常運転時の炉水温度は約２８０
℃程度であり、これに対して熱交換器下流側の内部流体
温度は、約５０℃であることから、ポンプを熱交換器上
流側に設置するのに較べ線量率を約１／１ｏにすること
ができる。なお、ポンプ５，１１を熱交換器の下流側の
低温部に移した場合、炉水は熱交換器で冷却されるので
Ｎ　Ｐ　Ｓ　Ｈが充分に確保されポンプ運転に支障をき
たすこともない。

〔発明の効果〕

以上のように本発明によれば、原子炉停止時冷却系配管
、冷却材浄化系配管等の系統構成を合理的に構成するこ
とにより、この種配管の作業点検の安全性を図ると共に
、原子炉停止時冷却系配管。

冷却材浄化系配管、配管サポート等の物量削減化を図り
、しかも原子炉停止時冷却系配管と再＠環系配管合流部
における熱疲労を解消することかできる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例を示す配管図、第２図は、Ｂ
ＯＣｏの付着と温度依存特性を示す特性図、第３図は原
子炉冷却系統設備の従来例を示す配管図である。１・・・原子炉圧力容器、２・・・原子炉格納容器、３
・・・サプレッションプール、４・・・サプレッション
プール水、５・・・ポンプ、６・・・熱交換器、８，９
・・・再循環系ライン、１２・・・再生熱交換器、１４
・・・ろ過早段（ろ過脱塩装［）−１５・・・給水系ラ
イン（給水配管）、１７・・・冷却系統主ライン、１７
′・・・低圧注水ライン、２１′・・・炉水取出配管、
２４・・・冷却材浄化系ライン、２４′・・・給水系連
絡配管、２６・・・冷却材浄化系連絡配管、２２，２７
．２８゜、−タンｒ４１　！２ＩＪＩ′ Ｊ″ （Ｌ千か１久）うｉ席ｔ

Claims

【特許請求の範囲】

１、原子炉運転時に原子炉圧力容器から炉水を取水し、
この炉水を再生熱交換器、ろ過手段を有する冷印材浄化
系ラインを介して浄化し、給水系ラインに合流させて前
記原子炉圧力容器に戻す冷却材浄化系と、原子炉停止時
に前記原子炉圧力容器から炉水を取水し、この炉水を冷
却系統主ラインの熱交換器で冷却した後、前記原子炉圧
力容器に戻して原子炉の残留熱を除去する原子炉停止時
冷却系と、前記原子炉圧力容器の冷却材喪失時にサプレ
ッションプール水を前記冷却系統主ライン及び低圧注水
ラインを介して前記原子炉圧力容器に注水する低圧注水
系とを具備してなる原子炉冷却系統設備において、前記
原子炉停止時冷却系、冷却材浄化系の動作時に前記原子
炉圧力容器から炉水を取水する炉水取出配管を共通の配
管より構成し、該炉水取出配管を前記原子炉圧力容器の
再循環系ラインから原子炉格納容器の外部に引き出して
、該炉水取出配管を分岐し、その一方側を前記冷却系統
主ラインのポンプ、熱交換器の上流側に接続すると共に
、他方側には冷却材浄化系連絡配管を介して前記冷却材
浄化系の再生熱交換器の１次側入口に接続し、更に前記
冷却系統主ラインのポンプ、再生熱交換器の下流側配管
を分岐し、この分岐配管を前記冷却材浄化系ラインの再
生熱交換器の２次側出口と前記給水系ラインを接続する
給水系連絡配管に接続して、前記原子炉停止時冷却系を
前記炉水取出配管、冷却系統主ライン、給水系連絡配管
、給水系ラインにより構成すると共に、前記冷却材浄化
系を前記炉水取出配管、冷却材浄化系連絡配管、冷却材
浄化系ライン、給水系ラインにより構成し、更にこの冷
却材浄化系と前記原子炉停止時冷却系とは、該冷却材浄
化系、原子炉停止時冷却系及び前記低圧注水系に配置さ
れた切換弁の弁切換制御により選択できるようにしてな
ることを特徴とする原子炉冷却系統設備。