JPH04254795A - 原子力発電所の冷却設備 - 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］

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、配管破断等の事故が発
生した場合に、崩壊熱により発生した蒸気を格納容器外
の冷却水プール内に格納された伝熱管内で凝縮させ、こ
れを再び原子炉圧力容器内に還流させることにより格納
容器の冷却を行なう機能を有する原子力発電所の冷却設
備にかかわり、特に伝熱管内での伝熱性能を劣化させな
いことを特徴とする原子力発電所の冷却設備に関する。

【０００２】

【従来の技術】原子力プラントには図４に示すように冷
却材喪失事故時に放射性物質の大気への放出を十分に低
い量に抑えるために原子炉圧力容器１を取り囲む格納容
器１２が設けられている。格納容器１２は原子炉圧力容
器１を含むドライウェル７と冷却材喪失事故時にドライ
ウェル７内に放出された蒸気と水の混合物を圧力抑制ベ
ント管９を介してプール水で冷却凝縮することによって
格納容器内の過度の上昇を抑制するサプレッションチャ
ンバ８からなる。

【０００３】原子炉の事故時にポンプなどの動的機器を
使わずに崩壊熱除去を行なうシステムとして例えばアイ
ソレーションコンデンサー１６がある。このアイソレー
ションコンデンサ１６は、原子炉の主蒸気管２から分岐
した蒸気供給管３と、格納容器１２外の冷却プール６内
に収められた伝熱管束４と、この伝熱管束４にて凝縮さ
れた凝縮水を還流するための凝縮水戻り弁１３が配設さ
れた凝縮水戻り配管５および伝熱管４ａ内に蓄積する非
凝縮性ガスを排気するための排気弁１４が配設された排
気管１０から構成される。

【０００４】原子炉の事故時に崩壊熱により原子炉内で
発生した蒸気は主蒸気管２から分岐した蒸気供給管３を
経由して格納容器１２外の冷却プール６内に収められた
伝熱管束４に導かれ、蒸気が伝熱管４内を通過する間に
伝熱管壁を介してプール水との間で伝熱を行ない、この
蒸気が凝縮される。これによって生じる凝縮水は重力に
より戻り配管５を介して原子炉圧力容器１内に還流され
る。主蒸気管破断の場合にはドライウェル７内に存在す
る非凝縮性ガスが破断した主蒸気管を経由して伝熱管４
ａ内に混入するが、この非凝縮性ガスは伝熱性能を劣化
させるため排気管１０を経由して排気弁１４を開動作さ
せてサプレッションチャンバ８へ排気される。この原子
力発電所の冷却設備は、ポンプなどの動的機器を使用し
ていないため高い作動信頼性が期待できるという特徴が
ある。

【０００５】

【発明が解決しようとする課題】以上の構成において、
主蒸気管破断が発生したような場合、破断した主蒸気管
２を経由してドライウェル７内に存在する非凝縮性ガス
が伝熱管４内に流入すると、伝熱管壁上での凝縮熱伝達
が劣化するという問題点がある。非凝縮性ガスによる熱
伝達の劣化は、わずかの非凝縮性ガスの存在によっても
大きく熱伝達が阻害されるという特徴がある。そして、
非凝縮性ガスが質量割合で蒸気の１０％になると、熱伝
達率は非凝縮性ガスがない場合の約２０％に劣化するこ
とが実験的に確認されている。従って、アイソレーショ
ンコンデンサーの除熱特性を劣化させないためには非凝
縮性ガスの伝熱管内での蓄積を極力排除することが望ま
しい。

【０００６】この非凝縮性ガスを排気するための手段と
して排気管１０が設けられている。この排気管１０はサ
プレッションチャンバ８内のプール水８ａ中に開放され
、プール水８ａ内での浸水深さは圧力抑制ベント管９の
浸水深さより浅くなっている。ドライウェル圧力がサプ
レッションチャンバ圧力に比べて高い状況においては十
分な排気が行なわれるが、ドライウェル圧力とサプレッ
ションチャンバ圧力の差がないような状況では、排気管
１０の開放端内にサプレッションチャンバプール水８ａ
が吸い込まれて排気管１０が水封されるため十分な排気
が行なわれない恐れがある。また、さらにドライウェル
の冷却が進みドライウェル圧力が低下するような状況で
は排気管１０内へのプール水の吸い込みが増加し排気管
内の水位の上昇に伴って排気管１０内に存在している非
凝縮性ガスが伝熱管側へ押し戻されて伝熱管内でのガス
の蓄積が加速される恐れがある。本発明は上記した事情
に鑑みてなされたもので、その目的は、ドライウェル圧
力とサプレッションチャンバ圧力の差がないような状況
においても伝熱管内の非凝縮性ガスを排気し、伝熱管の
非凝縮性ガスの蓄積を避けることにより効率の良い崩壊
熱除去を行なうための原子力発電所の冷却設備を提供し
ようとするものである。 ［発明の構成］

【０００７】

【課題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、事故時に主蒸気管から分岐した蒸気供給管
により原子炉内で発生した蒸気を格納容器外の冷却水プ
ール内に収容された伝熱管束に導き、この伝熱管束内を
通過する間に導入した蒸気を凝縮し、この凝縮された凝
縮水を重力により原子炉内に還流する原子力発電所の冷
却設備において、非凝縮性ガスを排気する排気管を分岐
させ、分岐した一方の排気管はプール水を収容したサプ
レッションチャンバ内の圧力抑制プール水中に開放し、
他方の排気管は原子炉圧力容器を収容するドライウェル
の下部に開放して成ることを特徴とする原子力発電所の
冷却設備を提供する。

【０００８】

【作用】本発明によれば、ドライウェル圧力がサプレッ
ションチャンバ圧力に比べて高い状況においてはサプレ
ッションチャンバに通ずる排気管を介して十分な排気が
行なわれるとともに、ドライウェル圧力とサプレッショ
ンチャンバ圧力の差がなくなりサプレッションチャンバ
に通ずる排気管の開放端が水封されるような状況におい
てはドライウェル下部に通ずる排気管を介して排気が行
なわれるため、伝熱管内の非凝縮性ガスの蓄積を避ける
、効率の良い崩壊熱除去を行なうことができる。図３に
従来技術の本発明の冷却設備を用いた場合の、主蒸気管
破断時の格納容器圧力変化の比較を示す。

【０００９】本発明は、破線で示す従来技術と比較して
ドライウェル圧力がサプレッションチャンバ圧力と一致
した後も良好な冷却が維持され、格納容器圧力は低下し
ていく。

【００１０】

【実施例】以下、本発明の実施例を図面に基づいて説明
する。

【００１１】図１は本発明の一実施例を図示したもので
ある。なお、図１において、図４と同一部分には同一符
号を付し、その部分の構成の説明は省略する。図１にお
いて、主蒸気管２破断事故が発生した場合、ドライウェ
ル７上部に存在する非凝縮性ガスはほとんど破断後数１
０秒間に原子炉圧力容器１からドライウェル７に流出す
る蒸気とともに圧力抑制ベント管９を通って、サプレッ
ションチャンバ８に移行する。

【００１２】したがって、崩壊熱除去のため伝熱管束４
に接続された排気管１１ａ，１１ｂに配設された排気弁
１５ａ，１５ｂが開放されたときに、破断した主蒸気管
２を通ってドライウェル上部から伝熱管束４に流入する
蒸気中の非凝縮性ガスの含有量はわずかであるが、伝熱
管内での蒸気の凝縮により伝熱管内で非凝縮性ガスの蓄
熱が進む恐れがあり、また、わずかな非凝縮性ガスによ
っても上述のように熱伝達の劣化が生じる。

【００１３】冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）が発生すると
原子炉水位が一定値以下になると発信される原子炉水位
信号によりまず凝縮水戻り配管５の凝縮水戻り弁１３が
開放される。さらにＬＯＣＡ信号が発信された後に所定
の時間遅れによって排気管１０の排気弁１５ａ，１５ｂ
を開放する。このときドライウェル圧力がサプレッショ
ンチャンバ圧力に比べて高い状況においてはサプレッシ
ョンチャンバ８に通ずる排気管１１ａを介して十分な排
気が行なわれるため伝熱管４内で非凝縮性ガスの蓄積は
起こらず良好な冷却が維持される。

【００１４】また、アイソレーションコンデンサー１６
によるドライウェル７の冷却が進行し、ドライウェル圧
力がウェット圧力と差がなくなると、サプレッションチ
ャンバ８に通ずる排気管１１ａには開放端からサプレッ
ションチャンバ内のプール水８ａが吸い込まれ排気管１
１ａの開放端が水封される。このような状況では、排気
管１１ａを介しては排気は行なわれないが、ドライウェ
ル下部に排気管１１ｂが開放しているため伝熱管内での
非凝縮性ガスの蓄積は回避される。また、ドライウェル
の圧力低下が進み排気管１１ａ内の水位が上昇するのに
伴って排気管１１ａ内に存在する非凝縮性ガスが排気管
１１ａを還流する場合においても、流動抵抗が伝熱管側
に比べ小さい排気管１１ｂ側から排気される。このとき
非凝縮性ガスはドライウェル下部に排気され、また非凝
縮性ガスの密度が蒸気密度より重たいことからドライウ
ェル内を上昇してアイソレーションコンデンサ伝熱管内
に再度流入する恐れは小さい。

【００１５】以上述べたように、本発明においては、ド
ライウェル圧力とサプレッションチャンバ圧力の大小関
係にかかわらず、伝熱管からの非凝縮性ガスの排気が行
なわれるため、伝熱管内の非凝縮性ガスの蓄積は起こら
ず良好な原子炉の冷却を行うことができる。次に図２を
参照して本発明の他の実施例を説明する。

【００１６】通常、アイソレーションコンデンサが作動
を開始するとドライウェル圧力は速やかに低下するので
、排気管１１ａから十分な排気が行なわれる期間は比較
的短い。また、排気弁１５ａ，１５ｂ開放時において、
原子炉圧力容器内に十分な冷却水の注入が行なわれてい
る場合には、圧力容器からドライウェルへの蒸気流出が
少ないため、アイソレーションコンデンサ作動開始時か
らドライウェル圧力とサプレッションチャンバ圧力の差
がない場合も考えられる。このような点を考慮すると、
図２に示すように、サプレッションチャンバ側への排気
管１１ａを除去し、排気管はドライウェル下部に通ずる
もののみとした実施例も考えられる。

【００１７】

【発明の効果】本発明においては、アイソレーションコ
ンデンサを構成する伝熱管束に接続された排気管を分岐
させて一方を圧力抑制プール水中に開放し、他方をドラ
イウェル下方に開放した構成としたので、ドライウェル
圧力とサプレッションチャンバ圧力の大小関係にかかわ
らず、伝熱管束からの非凝縮性ガスの排気が行なわれる
ため、伝熱管内の非凝縮性ガスの蓄積は起こらず良好な
冷却を行なうことができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の一実施例に係る原子力発電所の冷却設
備を示す概略系統図。

【図２】本発明の他の実施例を示す概略系統図。

【図３】本発明と従来例の作用を相違を示す特性図。

【図４】原子力発電所の冷却設備の従来例を示す概略系
統図。

【符号の説明】

１…原子炉圧力容器　　　　　　　　　　　　　　　　
　　２…主蒸気管３…蒸気供給管　　　　　　　　　　
　　　　　　　　　　　　４…伝熱管束４ａ…伝熱管　
　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　５…
凝縮水戻り配管 ６…冷却水プール　　　　　　　　　　　　　　　　　
　　　７…ドライウェル ８…サプレッションチャンバ　　　　　　　　　　９…
圧力抑制ベント管 １０，１０ａ，１１ｂ…排気管　　　　　　　　　　　
　　　１２…格納容器１３…凝縮水戻り弁　　　　　　
　　　　　　　　　　　　　　１４，１５ａ，１５ｂ…
排気弁 １６…アイソレーションコンデンサ

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】　　事故時に主蒸気管から分岐した蒸気供
   給管により原子炉圧力容器内で発生した蒸気を格納容器
   外の冷却水プール内に収容された伝熱管束に導き、この
   伝熱管内を通過する間に導入した蒸気を凝縮し、この凝
   縮された凝縮水を重力により原子炉内に還流させ、前記
   伝熱管束内に蓄積する非凝縮性ガスを排気管を介して排
   気させる原子力発電所の冷却設備において、前記非凝縮
   性ガスを排気する排気管を分岐させ、分岐した一方の排
   気管はプール水を収容したサプレッションチャンバ内の
   圧力抑制プール水中に開放し、他方の排気管は原子炉圧
   力容器を収容するドライウェルの下部に開放して成るこ
   とを特徴とする原子力発電所の冷却設備。