JPS63101794A

JPS63101794A - 緊急炉心冷却装置

Info

Publication number: JPS63101794A
Application number: JP61247445A
Authority: JP
Inventors: 音成　純一朗; 浜崎　亮一
Original assignee: Toshiba Corp; Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
Current assignee: Toshiba Corp; Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
Priority date: 1986-10-20
Filing date: 1986-10-20
Publication date: 1988-05-06

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】［発明の目的］（産業上の利用分野）本発明は沸騰水型原子炉に係り、特に冷却材喪失事故時
に作動する緊急炉心冷却装置に関する。

（従来の技術）一般に、沸騰水型原子炉には発生した熱を動力源として
利用する主蒸気系と、原子炉の温度上昇を抑制して安全
運転を行うために緊急炉心冷却系が設けられている。

第２図は従来の主要系統図を示すもので、１は炉心２の
収容されている原子炉圧力容器で、この原子炉圧力容器
１には、給水系３主蒸気系４．原子炉冷却材再循環イン
ターナルポンプ５及び冷却材喪失事故時に冷却水を圧力
容器１に注入する緊急炉心冷却系６〜８が設けられてい
る。

この緊急炉心冷却系６〜８は複数系統′Ｃ−構成されて
おり、冷却材喪失事故として原子炉圧力容器に接続され
る配管系の内、任意の１本の配管系が破断したとしても
、炉心冷却に必要な冷却水を供給できるように設置され
ており、その必要容量。

系統構成は下記事項が考慮されている。すなわち、（１
）配管系の破断として、原子炉圧力容器に接続される配
管の内、破断事故時の影響が最も太きい配管の破断を考
える。

（２）配管破断事故時に緊急炉心冷却系の駆動電源の内
１系列が使用できなくなる単一故障を考えても炉心冷却
に充分な冷却水を供給できる。

という点に基づく設計基準により定められている。

ところで、上記（１）について、第２図に示したインタ
ーナルポンプを有する原子炉では、配管口径の小さい主
蒸気系４．給水系３よりも下方に位置する緊急炉心冷却
系６の配管の破断が重要となっている。

従って、上記（２）を併せて考慮に入れると、緊急炉心
冷却系の１系統に破断が生じた場合他の系統に故障を考
える必要が生じ、その必要量に不足をきたし、緊急炉心
冷却系の容口、系統数を増す必要が生じる。例えば、第
２図の場合には緊急炉心冷却系が３系統に区分され、設
計基準事故時の炉心注水必要量に対し５０％×３の系統
構成にして冷却材喪失事故時に炉心冷却に必要な冷却水
を供給するようになっている。したがって、この原子炉
において、主蒸気系４の破断を仮定した場合には、単一
故障により残る２系統により１００％の炉心注水冷却を
達成することができる。しかしながら、緊急炉心冷却系
の配管破断を想定した場合には、甲−故障により残る１
系統のみで炉心を冷却しなければならない状態になり、
このことは先の炉心注水必要間の５０％、すなわら１系
統の冷却材注入量以下の破断流出量でなければ設計上の
炉心健全性は保たれないことになる。

このとき、破断流出量が炉心注水必要量の５０％を越え
ることを想定すると、系統数を増やすか、１系統の注水
量を炉心注水必要間の１００％にして３系統を維持する
かの２つの選択による変更が必要となり、緊急炉心冷却
系の破断が緊急炉心冷却系の必要容量、必要系統数の決
定要因となっている。

（発明が解決しようとする問題点）本発明は、上記事情に鑑みてなされたもので、その目的
は、緊急炉心冷却系の配管破断が原子炉冷却材喪失事故
時の必要炉心注水量及び必要系統数の設計基準とならな
いような構成とした緊急炉心冷却装置を提供することに
ある。

［発明の構成］（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、原子炉圧力容器内
の冷却材を当該圧力容器内部で循環さけるインターナル
ポンプ及び前記原子炉圧力容器内・に緊急炉心冷却系を
複数系列配設してなる沸騰水型原子炉において、前記緊
急炉心冷却系の複数系列を相互に連絡しかつ当該緊急炉
心冷却系配管の連絡配管接続点の直ぐ原子炉圧力容器側
の各系列に自動隔離弁を設け、さらに前記自動隔離弁の
上流側に圧力計、下流側に流量計を設け、これら圧力計
、流量計等からの信号により前記緊急炉心冷却系内の破
断個所を検出するとともに前記隔離弁の弁制御を行う制
ｔＩＩ装置を備えたことを特徴とするものである。

（作　用）本発明の緊急炉心冷却装置によると、緊急炉心冷却系破
断を緊急炉心冷却系の系統数、容量の決定因子より排除
する系統構成としたので、緊急炉心冷却系配管が万一破
断してもその注水流量を設計容量に保つことができる。

（実施例）本発明の実施例を図面を参照して説明する。

第１図は本発明の一実施例を示す概略図であり、既に説
明した第２図と同一構成のものには同一符号を付してそ
の説明は省略するものとする。

同図において、９は緊急炉心冷却系配管６〜８を連絡す
る連絡配管であり、１０〜１２は自動隔離弁。

１３〜１５は自動隔離弁の上流側に設けられた圧力計。

１６〜１８は自動隔離弁の下流側に設けられた流量計。

１９は圧力計、流量計等の計測器１３〜１８による信号
により破断位置を検出して隔離弁１０〜１２を制御する
制御器であり、２０〜２２は緊急炉心冷却針６〜８の隔
離弁である。また、通常時には全ての隔離弁１０〜１２
及び２０〜２２は閉じている。

本実施例は上記のように構成されているので、例えば緊
急炉心冷却系配管６の連絡配管９の上流側で破断した場
合には、隔離弁２０が閉じているため流量計１３のみに
圧力の変動が検出されるので、制御器１９にて破断位置
が検出され、隔離弁１０〜１２仝てを閉に維持し、これ
により原子炉圧力容器１は隔離される。従って、緊急炉
心冷却系の配管破断が起きても冷却材喪失事故とはなら
ない。

また、他の例として配管６の連絡配管９より下流側で破
断した場合には、流量計１４にて流量が検出され、制御
器１９にて破断位置が定められることにより、自動隔離
弁１１及び１２が開放、緊急炉心冷却系の起動により隔
離弁２０〜２１が開放され、注水が開始される。このと
き冷却系６〜８の内一つが単一故障により起動しなくて
も、残りの２系統分の注水が連絡配管９を通して可能と
なる。

従って、この実施例の原子炉においては、緊急炉心冷却
系に連絡配管を設け、破断位置検出器により各緊急炉心
冷却系に配した自動隔離弁の開閉を制御することにより
、緊急炉心冷却系の破断が生じた場合にも注水流量を設
計容量に保つことができるので、緊急炉心冷却系の配管
破断が緊急炉心冷却系の系統数、容量の決定因子より排
除することができる。

［発明の効果］以上説明したように、本発明によれば、緊急炉心冷却系
配管が万一破断しても、その注水流量を設計容量に容易
に保つように系統を構成できるというすぐれた効果を奏
する。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例の主要系統図、第２図は従来
の原子炉の冷却系統の一例を示す図でおる。１・・・原子炉圧力容器２・・・炉心、　　　　　３・・・給水系４・・・主蒸
気系、　　　５・・・インターナルポンプ６〜８・・・
緊急炉心冷却系９・・・緊急炉心冷却系連絡配管１０〜１２・・・自動隔離弁１３〜１５・・・圧力計、１６〜１８・・・流ω訂１９
・・・制御器、　　　　　２０〜２２・・・隔離弁（８
７３３）代理人　弁理士　猪　股　祥　晃（ほか　１名
）第１図第２図

Claims

【特許請求の範囲】

原子炉圧力容器内の冷却材を当該圧力容器内部で循環さ
せるインターナルポンプ及び前記原子炉圧力容器内に緊
急炉心冷却系を複数系列配設してなる沸騰水型原子炉に
おいて、前記緊急炉心冷却系の複数系列を相互に連絡し
かつ当該緊急炉心冷却系配管の連絡配管接続点の直ぐ原
子炉圧力容器側の各系列に自動隔離弁を設け、さらに前
記自動隔離弁の上流側に圧力計、下流側に流量計を設け
、これら圧力計、流量計等からの信号により前記緊急炉
心冷却系内の破断個所を検出するとともに前記隔離弁の
弁制御を行う制御装置を備えたことを特徴とする緊急炉
心冷却装置。