JPS63184096A - 沸騰水型原子炉の自動減圧装置 - 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】 ［発明の目的］ （産業上の利用分野） 本発明は沸騰水型原子炉、特に事故時に原子炉格納容器
内の圧力を低下させるようにした沸騰水型原子炉の自動
減圧装置に関する。

（従来の技術） 第３図は従来の直接サイクル型の沸騰水型原子炉（ＢＷ
Ｒ）の概略構成図である。

同図に示すように、炉心３を収納した原子炉圧力容器１
は原子炉格納容器６内に格納され、この原子炉格納容器
６はざらに原子炉建屋７内に設置されている。この原子
炉建屋７に隣接してタービン発電機５を設置したタービ
ン建屋８が設けられている。前記炉心３は図示しない複
数の燃料集合体および制御棒等から構成されてあり、冷
却ｖＩ２は炉心３を下方から上方に流通し、その際炉心
３の核反応熱により昇温する。昇温した冷却材２は水と
蒸気との二相流状態となる。この二相流状態となった冷
却材２は、炉心３の上方に設置された気水分離器内に導
入されて気水分離される。気水分離された蒸気は気水分
離器の上方に設置された蒸気乾燥器内に導入されて乾燥
され、乾燥蒸気となる。この乾燥蒸気は原子炉圧力容器
１上部から原子炉格納容器６および主蒸気配管室１０を
貫通してタービン建屋８内のタービン発電機５に至る主
蒸気配管４を通って送られ、発電に供される。また、主
蒸気配管４の原子炉格納容器１の貫通部の両側には主蒸
気隔離弁９が設けられている。なお、１１は逃し安全弁
である。

ところで、原子カプラントでは原子炉圧力容器に接続さ
れた各種配管が破断して冷却材が喪失する事故（以下Ｌ
ＯＣＡという）を想定して、これらの事故の拡大を防止
するために各種の安全設備が設置されている。

前記主蒸気配管４についてもこの配管４が破断した場合
を想定して以下の安全設備が設置されて。

いる。

すなわち、ＬＯＣＡに伴い原子炉圧力容器１から放出さ
れた冷却材および放射能を閉じ込めるため格納施設が設
置されている。この格納施設は圧力抑制型の前記した原
子炉格納容器６とそれを取り囲む原子炉建屋７で構成さ
れている。原子炉格納容器６は気密構造となっており、
外部への漏洩が十分小さくなるように設計されている。

また、原子炉建屋７は事故時にも負圧に保たれるように
なっており、外部への放射能の放出を抑えるように設計
されている。

ところで、原子炉格納容器６内側での主蒸気配管４の破
断が生じた場合には、冷却材の放出は原子炉格納容器６
内で生じるので、原子炉格納容器６及び原子炉建屋７に
より放射能の環境への放出は抑制される。

また、原子炉格納容器６外側での主蒸気配管４の破断が
生じた場合には、冷却材は原子炉建屋７またはタービン
系を取り囲むタービン建屋８に放出されることになるが
、過剰な冷却材の流出を防止するために主蒸気配管４の
原子炉格納容器貫通部の両側には前記したようにそれぞ
れ主蒸気隔離弁（Ｈ３Ｉｖ）９が設置されており、破断
信号により自動閉鎖し、冷却材の放出を抑えるように構
成されている。

上述したように、原子炉格納容器６の内外の主蒸気配管
４に破断が生じても過剰な冷却材の流出は発生せず、環
境に放出される放射能も十分低い値に抑えられている。

（発明が解決しようとする問題点） ところで、主蒸気配管４の破断事故のうち、原子炉格納
容器６の外側で破断が発生した場合には、自動的に主蒸
気隔離弁９が閉鎖し、冷却材の流出を抑えるが、主蒸気
隔離弁９の閉鎖後は原子炉は自他停止するものの、崩壊
熱により原子炉圧力容器１内の圧力は通常運転圧力より
高い値に維持されている。このように、原子炉圧力容器
内圧力が高いと主蒸気隔離弁９からの漏洩が生じ、主蒸
気隔離弁９の全開後も、炉内の放射能が僅かづつ環境に
放出されることになる。この主蒸気隔離弁９からの漏洩
による放射能の放出は、保守的に評価しても特に問題と
なるものではないが、近年の原子カプラントの安全性向
上の観点からはより低く抑えるのが好ましい。

本発明は上記事情に鑑みてなされたもので、その目的は
、原子炉格納容器外側の主蒸気配管破断時の主蒸気隔離
弁閉鎖後の主蒸気隔離弁からの漏洩量を抑制できる沸騰
水型原子炉の自動減圧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及び作用）上記目的を達
成するために、本発明は炉心で発生した蒸気を原子炉格
納容器および主蒸気隔離弁を貫通して原子炉建屋に設置
したタービンに移送する主蒸気配管を備えた沸騰水型原
子炉において、前記原子炉格納容器外側にある主蒸気配
管の破断による破断信号により前記原子炉格納容器の主
蒸気配管貫通部の両側に設けた主蒸気隔離弁を閉じると
ともに前記主蒸気配管の原子炉格納容器内に設置された
逃し安全弁を開放するように構成した沸騰水型原子炉の
自動減圧装置を特徴とするものである。

したがって、本発明によると原子炉圧力容器外側の主蒸
気配管が万一破断しても一定時間後に自動的に原子炉圧
力容器内圧力が低下するので、主蒸気隔離弁全閉後の漏
洩量を十分小さく抑えることができる。

（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で必る沸騰水型原子炉の自動
減圧装置のブロック構成図である。図中、符号Ｓ１及び
Ｓ２は主蒸気流量大信号及び主蒸気管掌温度高信号でお
り、いずれも主蒸気配管破断時に発生する信号である。

この両信号Ｓ１．Ｓ２をＯＲ回路１２に入力し、このＯ
Ｒ回路１２の出力によりタイマ１３を起動させる。そし
て、一定時間後逃し安全弁開放信号Ｓ３が発生し、この
信号Ｓ３により原子炉格納容器内側の主蒸気配管に設け
た逃し安全弁の一部を強制的に開放する。この逃し安全
弁の開放により数分で原子炉圧力容器内の圧力は大気圧
近くまで減少する。これにより主蒸気隔離弁前後の圧力
差は殆ど無くなり、主蒸気隔離弁を通じての原子炉格納
容器の外側への漏洩は殆ど無くなる。

第２図（ａ）および（ｂ）はそれぞれ従来技術（実線）
と本実施例（点線）の場合の、主蒸気管破断時の炉圧変
化の比較および主蒸気隔離弁からの漏洩量の比較を示し
たもので、いずれも本実施例の方が短時間で炉圧が減少
し、主蒸気隔離弁からの漏洩量が減少することが分る。

次に、典型的な１１０万ｋＷ＠沸騰水型原子炉１５型プ
ラントにおける主蒸気管破断事故の場合、従来技術では
放出される核分裂性生成物のうち、よう素はｔ２０Ｃｉ
であるが、本発明では約５０Ｃｉまで低減することがで
きる。

［発明の効果］ 以上説明したように、本発明によると原子炉圧力容器外
側の主蒸気配管の破断が生じても、一定時間後に自動的
に原子炉圧力容器内圧力が低下するので、主蒸気隔離弁
仝閉接の漏洩量を十分小さく抑えることができ、原子カ
プラントの安全性の向上に寄与することができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例のブロック構成図、第２図は
本発明と従来例との主蒸気管破断時の炉圧および主蒸気
隔離弁からの漏洩量の変化を比較した図１、第３図は従
来の直接サイクル型沸騰水型原子炉の概略図である。 １・・・原子炉圧力容器　　２・・・冷却材３・・・炉
心　　　　　　　４・・・主蒸気配管５・・・タービン
発電前　　６・・・原子炉格納容器７・・・原子炉建屋
　　　　８・・・タービン埋匣９・・・主蒸気隔離弁　
　　１０・・・主蒸気隔離弁１１・・・逃し安全弁　　
　　１２・・・ＯＲ回路１３・・・タイマ Ｓｌ・・・主蒸気流量大信号 Ｓ２・・・主蒸気配管室温度高信号 Ｓ３・・・逃し安全弁開放信号 代理人　弁理士　則　近　憲　佑 同　　三俣弘文 第　１　図

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 炉心で発生した蒸気を原子炉格納容器および主蒸気配管
   室を貫通して原子炉建屋に設置したタービンに移送する
   主蒸気配管を備えた沸騰水型原子炉において、前記原子
   炉格納容器外側にある主蒸気配管の破断による破断信号
   により前記原子炉格納容器の主蒸気配管貫通部の両側に
   設けた主蒸気隔離弁を閉じるとともに前記主蒸気配管の
   原子炉格納容器内に設置された逃し安全弁を開放するよ
   うに構成したことを特徴とする沸騰水型原子炉の自動減
   圧装置。