JPS63241494A - 原子炉の冷却材補給装置 - 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、事故発生時等に原子炉圧力容器内に冷却材を
供給する原子炉の冷却材補給装置に関する。

（従来の技術） 一般に冷却材として冷却水を用いる沸騰水型原子炉には
、原子炉水位が低下したときに原子炉圧力容器内に冷却
水を供給する原子炉隔離時冷却系、高圧炉心スプレー系
等の冷却材補給装置が配設されている。

第３図は沸騰水型原子炉の一例を示すもので、図におい
て符号１は原子炉圧力容器を示している。

この原子炉圧力容器１内には炉心２が配設され、この炉
心２を覆ってシュラウド３が配設されている。そして、
シュラウド３と原子炉圧力容器１の間には再循環ポンプ
４が配設されている。炉心２内で核エネルギを得た冷却
水は蒸気とされ、この蒸気は主蒸気配管５を通りタービ
ン６に導かれる。

タービン６を駆動した蒸気はコンデンサ７において復水
とされ、給水配管８を通りシュラウド３の外側に流入す
る。

以上のように構成された沸騰水型原子炉では、たとえば
給水配管８からの給水が停止するような異常事態が発生
した場合には、原子炉圧力容器１内の水位が低下するた
め、この水位を測定する図示しない水位計からの水位信
号により、シュラウド３の外側に開口する原子炉隔雛時
冷却系９、炉心２上方に開口する高圧炉心スプレー系１
０等の冷却材補給装置が作動される。

すなわち、この冷却材補給装置により原子炉圧力容器１
内の水位の低下が防止され、炉心内に収容される図示し
ない燃料集合体が露出して加熱損傷することが防止され
る。また、高圧炉心スプレー系１０は炉心２が露出する
ような場合に燃料集合体を直接冷却する働きをする。

（発明が解決しようとする問題点） 上記説明の従来の冷却材補給装置を配置された原子炉で
は、この冷却材補給装置が作動されるような異常事態が
発生した場合には、炉心２内に冷却水を循環する再循環
ポンプ４は停止していることか多い、したがって、この
場合炉心２の冷却は冷却材の自然循環によってのみなさ
れる。

この自然循環は、シュラウド３内の冷却材が炉心２によ
り熱を得て蒸気泡を発生し、シュラウド３外の冷却材に
比べて低密度となり、シュラウド３内外の冷却材に密度
差が生じることにより発生ずる。

しかしながら、給水配管８からの冷却材の供給が停止す
るような異状事態が発生し、原子炉圧力容器１内の水位
が低下し、原子炉隔隈時冷却系９または高圧炉心スプレ
ー系１０が作動すると、低温の冷却材がシュラウド３内
に注入され、シュラウド３内の冷却材の密度は大きくな
り、この結果シュラウド３内外の冷却材の密度差は小さ
くなり、前述した冷却材の自然循環量は大幅に減少する
。

また、高圧炉心スプレー系１０が作動してい−ない場合
であっても、再循環ポンプ４の流路抵抗は大きいので、
シュラウド３内外の密度差にもかかわらず、自然循環量
は減少する。

そして、このような場合には、炉心２の冷却効率が低下
し、炉心２内に収容される燃料集合体の損傷を招く恐れ
がある。

本発明はかかる従来の事情に対処してなされたもので、
再循環ポンプ４が停止されたような場合でも従来に比べ
て自然循環量を増大させることができ、炉心２の冷却効
率を向上させて燃料集合体が熱により損傷を受けること
を防止して、安全性の向上を図ることのできる原子炉の
冷却材補給装置を提供しようとするものである。

［発明の構成］ （問題点を解決するための手段） すなわち本発明の原子炉の冷却材補給装置は、炉心を囲
んでシュラウドが配設された原子炉圧力容器の前記シュ
ラウド外側に冷却材を供給する第１の配管と、前記炉心
下方の前記シュラウド内側に冷却材を供給する第２の配
管と、前記第１の配管および前記第２の配管から供給さ
れる冷却材流量を調節する流量制御弁および流量制御装
置とを備えている。

（作用） 本発明の原子炉の冷却材補給装置では、炉心を囲むシュ
ラウドの外側と炉心下方のシュラウド内側とに、流量制
御弁および流星制御装置により流量を制御された冷却材
が供給されるので、炉心内を循環する冷却材の自然循環
流量を増大させ、炉心を効率良く冷却することができる
。

（実施例） 以下本発明の詳細を図面に示す一実施例について説明す
る。第１図は、本発明の一実施例の原子炉の冷却材補給
装置を配置された沸騰水型原子炉を示すもので、この実
施例では、原子炉隔離時冷却系配管９ａからは、流量制
御弁１１を介挿され原子炉圧力容器１を貫通し、シュラ
ウド３の外側を通って原子炉圧力容器１下部のシュラウ
ド３内に開口する配管１２が配設されている。また、流
量制御弁１１は、原子炉圧力容器１内に設けられた流量
計に接続された流量制御装置１３に接続され制御される
。

なお他の部分については前述の第３図に示す沸騰水型原
子炉と同様に構成されているため、同一部分には同一符
号を付して重度した説明は省略する。

上記構成のこの実施例の原子炉の冷却Ｎ補給装置では、
流星制御装置１３には原子炉圧力容器１内に設けられた
流量計から再循環流産信号か入力される。そして流量制
御装置１３は、最大の炉心冷却効率が得られる値となる
よう流量制御弁１１の開度を変更し、原子炉隔離時冷却
系配ｇ９ａから供給される冷却水を、シュラウド３外に
注入されるものと、配管１２からシュラウド３内炉心下
部に注入されるものとに分配する。

縦軸を炉心流量、横軸を時間とした第２図のグラフは、
このような原子炉の冷却材補給装置による炉心流量の時
間的変化を示している。すなわちたとえば給水配管８の
冷却材の供給が停止された場合には、原子炉圧力容器１
内水位が低下し、これにともない炉心流量は第２図のグ
ラフに点ａ、１〕で示されるように低下し、さらに原子
炉隔離時冷却系９または高圧炉心スプレー系１０の作動
により、炉心流量は第２図に点す、ｃで示されるように
低下する。そして炉心流量が、流量制御装置１３にあら
かじめ設定された値にまで低下すると、流量制御装置１
３により流量制御弁１１の開度がその時点における最大
の炉心冷却効率が得られるように制御され、冷却材の一
部は配管１２を通りシュラウド３内へ流入する。従って
、炉心流量は、第２図に点ｃ、ｄ、ｅで示ずように上昇
し、炉心２の冷却効率はその時点における最大のものと
なる。

また、炉心２の核分裂を停止させる場合には、制御棒を
挿入して行なわれるが、故障発生により制御棒を挿入す
ることができない場合は、はう散水を原子炉圧力容器１
内に注入する。この場合、炉心２に最も近い部位にほう
散水を注入することが最も効果的であるので、配管１２
を通してほう散水を注入し、効果的に炉心２の核分裂を
停止させることもできる。

［発明の効果コ 以上述べたように本発明の原子炉の冷却材補給装置では
、再循環ポンプが停止されたような場合でも従来に比べ
て自然循環流量を増大させることができ、炉心の冷却効
率を向上させて燃料集合体が熱により損傷を受けること
を防止することができるので、従来に比べて原子炉の安
全性を大幅に向上させることができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例の原子炉の冷却材補給装置を
配置された沸騰水型原子炉の配管系統図、第２図は第１
図に示す原子炉の冷却材補給装置の作動を説明するため
のグラフ、第３図は従来の沸騰水型原子炉の配管系統図
である。 １・・・・・・・・・原子炉圧力容器 ２・・・・・・・・・シュラウド ９ａ・・・・・・・・・原子炉隔隔時冷却系配管１１・
・・・・・・・・流量制御弁 １２・・・・・・・・・配管

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. （１）炉心を囲んでシュラウドが配設された原子炉圧力
   容器内の前記シュラウド外側に冷却材を供給する第１の
   配管と、前記炉心下方の前記シュラウド内側に冷却材を
   供給する第２の配管と、前記第１の配管および前記第２
   の配管から供給される冷却材流量を調節する流量制御弁
   および流量制御装置とを備えたことを特徴とする原子炉
   の冷却材補給装置。