特許 5696056 原子炉隔離時冷却装置

(19)【発行国】日本国特許庁(JP)

(12)【公報種別】特許公報(B2)

(11)【特許番号】5696056

(24)【登録日】2015年2月13日

(45)【発行日】2015年4月8日

(54)【発明の名称】原子炉隔離時冷却装置

(51)【国際特許分類】

   G21C 15/18 20060101AFI20150319BHJP

   G21D 3/04 20060101ALI20150319BHJP

【ＦＩ】

   G21C15/18 VGDB

   G21D3/04 Q

   G21C15/18 L

【請求項の数】6

【全頁数】9

(21)【出願番号】特願2012-349(P2012-349)

(22)【出願日】2012年1月5日

(65)【公開番号】特開2013-140079(P2013-140079A)

(43)【公開日】2013年7月18日

【審査請求日】2014年2月7日

(73)【特許権者】

【識別番号】507250427

【氏名又は名称】日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社

(74)【代理人】

【識別番号】110000350

【氏名又は名称】ポレール特許業務法人

(72)【発明者】

【氏名】水出 有俊

【審査官】 村川 雄一

(56)【参考文献】

【文献】 特開平０３−２４６４９２（ＪＰ，Ａ）

【文献】 特開昭６２−１７０８８６（ＪＰ，Ａ）

【文献】 特開平０６−２８１７７９（ＪＰ，Ａ）

【文献】 特開２００２−２６７７８４（ＪＰ，Ａ）

【文献】 特開平０４−０２７８９６（ＪＰ，Ａ）

【文献】 特開平０５−０８０１９１（ＪＰ，Ａ）

【文献】 特開２００３−３０２４９０（ＪＰ，Ａ）

【文献】 米国特許出願公開第２００２／０１０１９５１（ＵＳ，Ａ１）

【文献】 米国特許出願公開第２０１２／０１２１０５６（ＵＳ，Ａ１）

【文献】 特開平０３−０４２５９５（ＪＰ，Ａ）

(58)【調査した分野】（Int.Cl.，ＤＢ名）

Ｇ２１Ｃ １５／１８

Ｇ２１Ｄ ３／００

Ｇ２１Ｄ ３／０４

(57)【特許請求の範囲】

【請求項1】

伝熱管を有する復水器と、前記伝熱管の入口に連絡されて原子炉圧力容器内で生成された蒸気を前記伝熱管に導く蒸気供給管と、前記伝熱管の出口に連絡されて前記伝熱管から排出された凝縮水を前記原子炉圧力容器に導く凝縮水戻り管と、前記凝縮水戻り管に設けられて原子炉隔離時に開く第１開閉弁と、前記第１開閉弁をバイパスして両端が前記凝縮水戻り管に接続されるバイパス配管と、前記バイパス配管に設けられ、電源喪失時に開く第２開閉弁とを備えたことを特徴とする原子炉隔離時冷却装置。

【請求項2】

前記第１開閉弁が電動弁である請求項１に記載の原子炉隔離時冷却装置。

【請求項3】

前記原子炉圧力容器内に導く前記凝縮水の流量を制限する流量制限装置を、前記バイパス配管に設けた請求項１または２に記載の原子炉隔離時冷却装置。

【請求項4】

前記流量制限装置が流量制限オリフィスである請求項３に記載の原子炉隔離時冷却装置。

【請求項5】

前記第２開閉弁が空気作動弁であり、この空気作動弁は、シリンダ、及び前記シリンダ内に配置されて弁体に連結されたピストンを有し、
前記シリンダ内で前記ピストンよりも前記弁体側に形成された第１シリンダ室に接続され、前記第１シリンダ室への第１作動空気の供給及び前記第１シリンダ室内からの前記第１作動空気の排出を行う第１トリップ弁、前記シリンダ内で前記ピストンよりも前記弁体から遠ざかる方向に形成された第２シリンダ室に接続され、前記第２シリンダ室への第１作動空気の供給及び前記第２シリンダ室内からの前記第１作動空気の排出を行う第２トリップ弁、及び前記第１及び第２トリップ弁のそれぞれへの第２作動空気の供給を制御する電磁弁を有する弁作動装置であって、前記電磁弁に電流が供給されているときには前記第２シリンダ室内の圧力が前記第１シリンダ室内の圧力よりも高くなるように前記第１及び第２トリップ弁を制御し、前記電磁弁に電流が供給されないときには前記第１シリンダ室内の圧力が前記第２シリンダ室内の圧力よりも高くなるように前記第１及び第２トリップ弁を制御する前記弁作動装置を設けた請求項１ないし４のいずれか１項に記載の原子炉隔離時冷却装置。

【請求項6】

前記第２開閉弁は、弁体に連結された鉄心、前記鉄心を取り囲む電磁コイル及び前記電磁コイルへの電流の供給が途絶えたときに前記鉄心を前記バイパス配管から離れる方向に移動させるばねを有する請求項１ないし４のいずれか１項に記載の原子炉隔離時冷却装置。

【発明の詳細な説明】

【技術分野】

【0001】

本発明は、原子炉隔離時冷却装置に係り、特に、沸騰水型原子力プラントに適用するのに好適な原子炉隔離時冷却装置に関する。

【背景技術】

【0002】

沸騰水型原子力プラントにおいて、原子炉は原子炉格納容器によって取り囲まれており、原子炉格納容器内に圧力抑制室が形成されている。この沸騰水型原子力プラントでは、原子炉にすべての制御棒が挿入された原子炉停止状態においても定格出力の数パーセントの崩壊熱が原子炉内の炉心で生じる。運転中の沸騰水型原子力プラントにおいて、何らかの要因により、原子炉の炉心内に全制御棒が挿入されて沸騰水型原子力プラントの運転が停止されると、原子炉に接続された主蒸気配管に設けられた主蒸気隔離弁が全閉状態になり、核燃料物質の崩壊熱により炉心で発生する蒸気が、主蒸気配管に設けられた逃し安全弁から原子炉圧力抑制室内の冷却水中に放出される。この蒸気の放出は、原子炉内の水位の低下をもたらす。

【0003】

このため、制御棒が炉心に全挿入されて原子炉が隔離された状態において原子炉内の炉心で発生する崩壊熱を除去する原子炉隔離時冷却装置が、上記の原子炉水位の低下を抑制するために用いられている。原子炉隔離時冷却装置は、核燃料物質の崩壊熱で発生する蒸気を原子炉から復水器の胴体内に設置された伝熱管内に導いてこの蒸気をその胴体内で伝熱管の外側に存在する冷却水と熱交換することにより除熱するシステムである。伝熱管内で蒸気の凝縮により生成された凝縮水は、原子炉圧力容器内に戻される。

【0004】

原子炉隔離時冷却装置の一例が、特開平４−２７８９６号公報に記載されている。この原子炉隔離時冷却装置は、内部に伝熱管を設けた冷却水貯水槽を設け、この伝熱管の入口側に原子炉圧力容器に接続された蒸気配管を接続し、伝熱管の出口側に接続された復水配管を原子炉圧力容器に接続し、復水配管に流量調節弁を設けている。原子炉の隔離時事象が発生したときには、原子炉圧力容器内で崩壊熱により発生した蒸気が蒸気配管を通して伝熱管に導かれて凝縮され、発生した凝縮水が復水配管を通して原子炉圧力容器に戻される。このとき、計測された原子炉圧力を入力した制御装置が、流量調節弁の開度を調節し、原子炉圧力容器内に戻される凝縮水の量を調節する。このため、隔離時事象が発生したときにおいて、原子炉圧力容器内の圧力の低下を抑制し、この圧力を一定に保持する。

【0005】

また、特開平３−２４６４９２号公報に記載された原子炉隔離時冷却装置は、冷却水が充填されたプール内に配置された復水器を有し、復水器の伝熱管の一端を蒸気配管により原子炉圧力容器に接続し、その伝熱管の他端を復水配管により原子炉圧力容器に接続している。第１隔離弁が蒸気配管に設けられ、第３隔離弁が復水配管に設けられる。第２隔離弁が設けられた第１バイパス配管が、第１隔離弁をバイパスして蒸気配管に接続される。第４隔離弁が設けられた第２バイパス配管が、第３隔離弁をバイパスして復水配管に接続される。その原子炉隔離時冷却装置を起動するときには、第２及び第４隔離弁を開き、復水器の暖気に要する時間が経過した後に第１及び第３隔離弁を開く。このようにして、復水器の暖気を行っている。原子炉隔離時冷却装置が起動された後における原子炉圧力容器内の温度は、第２及び第４隔離弁のそれぞれの開度調整または第１及び第３隔離弁のそれぞれの開度調整により制御される。なお、第１隔離弁、第２隔離弁、第３隔離弁及び第４隔離弁の各開度は、制御装置によって制御される。

【先行技術文献】

【特許文献】

【0006】

【特許文献1】特開平４−２７８９６号公報

【特許文献2】特開平３−２４６４９２号公報

【発明の概要】

【発明が解決しようとする課題】

【0007】

特開平４−２７８９６号公報に記載された原子炉隔離時冷却装置では、原子炉隔離時において電源喪失が生じている場合には、復水配管に設けられた流量調節弁を開くことができない。この結果、原子炉隔離時において、原子炉隔離時冷却装置による原子炉の冷却を行うことができなくなる。

【0008】

本発明の目的は、原子炉隔離時に電源喪失が生じていても原子炉を冷却することができる原子炉隔離時冷却装置を提供することにある。

【課題を解決するための手段】

【0009】

上記した目的を達成する本発明の特徴は、伝熱管を有する復水器と、伝熱管の入口に連絡されて原子炉圧力容器内で生成された蒸気を伝熱管に導く蒸気供給管と、伝熱管の出口に連絡されて伝熱管から排出された凝縮水を原子炉圧力容器に導く凝縮水戻り管と、凝縮水戻り管に設けられて原子炉隔離時に開く第１開閉弁と、第１開閉弁をバイパスして両端が凝縮水戻り管に接続されるバイパス配管と、バイパス配管に設けられ、電源喪失時に開く第２開閉弁とを備えたことにある。

【0010】

電源喪失時に開く第２開閉弁を設けたバイパス配管を、第１開閉弁をバイパスさせて凝縮水戻り管に接続しているため、原子炉隔離時に電源喪失が生じて第１開閉弁を開くことができない場合でも、第２開閉弁を開くことができる。これにより、復水器の伝熱管内における蒸気の凝縮によって生じた凝縮水を、バイパス配管を通して原子炉圧力容器に導くことができ、原子炉を冷却することができる。

【発明の効果】

【0011】

本発明によれば、原子炉隔離時に電源喪失が生じていても原子炉を冷却することができる。

【図面の簡単な説明】

【0012】

【図1】本発明の好適な一実施例である実施例１の原子炉隔離時冷却装置の構成図である。

【図2】電源喪失時において図１に示すバイパス弁を作動させる弁作動装置の構成図である。

【図3】本発明の他の実施例である実施例２の原子炉隔離時冷却装置に用いられるバイパス弁の構成図である。

【発明を実施するための形態】

【0013】

本発明の実施例を以下に説明する。

【実施例1】

【0014】

本発明の好適な一実施例である実施例１の原子炉隔離時冷却装置を、図１及び図２を用いて説明する。

【0015】

本実施例の原子炉隔離時冷却装置３を、図１を用いて説明する。原子炉隔離時冷却装置３は沸騰水型原子力プラントに適用される。この沸騰水型原子力プラントは、炉心２を内蔵する原子炉圧力容器１を有する。圧力計１３及び水位計１４が原子炉圧力容器１に設置される。圧力計１３及び水位計１４は作動信号発生装置１５に接続される。

【0016】

原子炉隔離時冷却装置３は、伝熱管５を胴体内に設置した復水器４、蒸気供給管８、凝縮水戻り管９、復水弁１０、制御装置１１、バイパス配管１６、バイパス弁１７、及び弁作動装置２７を備えている。原子炉圧力容器１に接続された蒸気供給管８が、復水器４の伝熱管５の入口部に接続される。蒸気供給管８の、原子炉圧力容器１における開口の位置は、原子炉圧力容器１内に形成される、沸騰水型原子力プラントの通常運転時における冷却水の液面よりも上方に位置している。その伝熱管７の出口部に接続された凝縮水戻り管９が、原子炉圧力容器１に接続される。凝縮水戻り管９の、原子炉圧力容器１における開口の位置は、原子炉圧力容器１内に形成される、沸騰水型原子力プラントの通常運転時における冷却水の液面よりも下方に位置している。電動弁である復水弁１０が凝縮水戻り管９に設けられる。バイパス弁（開閉弁）１７が設けられたバイパス配管１６が復水弁１０をバイパスして凝縮水戻り管９に接続される。流量制限オリフィス（流量制限装置）１８がバイパス配管１６に取り付けられる。

【0017】

バイパス弁１７は、図２に示すように、シリンダ１９、ピストン２０及び弁体２１を有する。ピストン２１がシリンダ１９内に配置され、弁体２１がロッドでピストン２０に連結される。シリンダ室２２及び２３がシリンダ１９内に形成される。シリンダ室２３はピストン２０よりも弁体２１側に形成され、シリンダ室２２がピストン２０に対して弁体２１とは反対側に形成される。

【0018】

弁作動装置２７が、トリップ弁２４，２５及び電磁弁２６を有する。トリップ弁２４，２５は空気作動弁である。トリップ弁２４のＡが配管３６によってシリンダ１９に接続されてシリンダ室２２に連絡される。トリップ弁２４のＰが配管３８でボリュームタンク３２に接続される。シリンダ１９に接続されてシリンダ室２３に連絡される配管３７が、トリップ弁２５のＡに接続される。トリップ弁２５のＥが配管３９により配管３８に接続される。トリップ弁２５のＰは配管３１により計装用空気源２８に接続される。逆止弁２９が配管３１に設けられる。

【0019】

トリップ弁２４に駆動用空気を供給する配管４０が電磁弁２６のＡに接続される。トリップ弁２５に駆動用空気を供給する配管４１が配管４０に接続される。電磁弁２６のＰに接続される配管３０が逆止弁２９と計装用空気源２８の間で配管３１に接続される。トリップ弁２４のＥ及び電磁弁２６のＥはどこにも接続されていない。電源１２が制御装置１１及び電磁弁２６に接続される。制御装置１１には作動信号発生装置１５も接続される。

【0020】

沸騰水型原子力プラントの通常運転時では、復水弁１０が閉じられており、原子炉圧力容器１内で発生した蒸気が原子炉隔離時冷却装置３の復水器４に流入することが阻止されている。

【0021】

原子炉圧力容器１内の水位が水位計１４で計測され、原子炉圧力容器１内の圧力が圧力計１３で計測される。計測された水位及び圧力が作動信号発生装置１５に入力される。圧力計１３で計測された圧力が設定圧力以上になったとき、または、水位計１４で計測された水位が設定水位以下になったとき、作動信号発生装置１５から制御装置１１に作動信号が出力される。作動信号発生装置１５から出力された作動信号を入力された制御装置１１は、復水弁１０を開く。復水弁１０が開いたとき、原子炉隔離時冷却装置３が起動される。すなわち、原子炉隔離時に、原子炉隔離時冷却装置３が起動される。また、沸騰水型原子力プラントの運転中に、計測された圧力が設定圧力以上になったとき、または、計測された水位が設定水位以下になったときには、全制御棒が炉心に挿入され、沸騰水型原子力プラントの運転が停止され、原子炉圧力容器１に接続された主蒸気配管（図示せず）に設けられた主蒸気隔離弁（図示せず）が閉止される。

【0022】

沸騰水型原子力プラントの運転が停止されているときに、原子炉圧力容器１内の炉心において核燃料物質の崩壊熱により発生した蒸気は、原子炉隔離時において復水弁１０が開いたときに、蒸気供給管８を通って復水器４の伝熱管５内に導かれる。復水弁１０の開度は電源１２から電流が供給される制御装置１１によって調節される。伝熱管５内の蒸気は、伝熱管５の外側で復水器４の胴体内に存在する水６によって凝縮され、凝縮水７になる。この凝縮水７は、伝熱管５から凝縮水戻り管９内に排出される。電源１２が正常であるとき、この凝縮水７が凝縮水戻り管９を通って原子炉圧力容器１内に導かれ、炉心２が凝縮水７によって冷却される。

【0023】

電源１２が正常状態にあって復水弁１０が開いているとき、バイパス弁１７が閉じている。電源１２が正常状態であるときにおけるバイパス弁１７の閉動作について説明する。電源１２の正常状態時においては、電源１２から電磁弁２６に電流が供給されるため、電磁弁２６は、Ａ及びＰを開放してＥを閉止している。このため、計装用空気源２８からの空気が、配管３１，３０を経由して電磁弁２６に達した加圧空気が、電磁弁２６のＰ，Ａを通って配管４０に排出され、トリップ弁２４に供給される。また、配管４０に排出された加圧空気の一部は配管４１を通ってトリップ弁２５に供給される。トリップ弁２４，２５のそれぞれは、加圧空気の作用によってＡ及びＰが開放され、Ｅが閉止される。このため、ボリュームタンク３２内の加圧空気が、配管４１、トリップ弁２４のＰ及びＡ、及び配管３６を通ってシリンダ室２２に供給される。また、計装用空気源２８が、配管３１、トリップ弁２５のＰ及びＡ、及び配管３７を通してシリンダ室２３に連絡される。ボリュームタンク３２内の加圧空気の圧力が計装用空気源２８の加圧空気の圧力よりも高いので、ピストン２０がシリンダ室２３に向かって移動し、バイパス配管１６がバイパス弁１７の弁体２１によって閉止される。

【0024】

沸騰水型原子力プラントの運転が停止されて、万が一、電源１２が喪失した場合には、復水弁１０が閉止状態になっている。電源１２の喪失時、すなわち、電源１２から電磁弁２６に電流が供給されなくなったとき、電磁弁２６はＡ及びＥが開放されてＰが閉止される。このため、トリップ弁２４，２５の駆動用空気である、計装用空気源２８の加圧空気が、電磁弁２６からトリップ弁２４，２５のそれぞれに供給されなくなり、トリップ弁２４，２５のそれぞれではＡ及びＥが開放されてＰが閉止される。ボリュームタンク３２内の加圧空気が配管３８，３９、トリップ弁２５のＥ及びＡ、及び配管３７を通してシリンダ室２３に供給される。シリンダ室２２内の加圧空気は、配管３６、及びトリップ弁２４のＡ及びＥを通して外部に排気される。このため、ピストン２０がシリンダ室２２側に移動して弁体２１を持ち上げる。バイパス弁１７が開放される。

【0025】

本実施例では、上記したように、原子炉隔離時において、万が一、電源が喪失した場合でもバイパス弁１７が開放されるため、原子炉圧力容器１内の炉心２で核燃料物質の崩壊熱により発生した蒸気は、前述したように、復水器４の伝熱管５内で凝縮される。この蒸気の凝縮により発生した凝縮水７は、凝縮水戻り管９に排出され、バイパス配管１６を通って原子炉圧力容器１に導かれる。

【0026】

本実施例では、電源１２から電流が制御装置１１に供給される状態において、原子炉が隔離されたとき、制御装置１１によって復水弁１０が開放されるため、原子炉圧力容器１内の炉心２で核燃料物質の崩壊熱により発生した蒸気を、復水器４の伝熱管５内で凝縮させることができる。発生した凝縮水７は、復水弁１０を通して原子炉圧力容器１内に導かれる。このように、電源１２から電流が供給されるときには、復水弁１０を開いて原子炉を冷却することができる。

【0027】

原子炉隔離時において電源が喪失したときには、復水弁１０が全閉状態になっており、前述したように、弁作動装置２７によってバイパス弁１７を開くことができる。このため、原子炉隔離時に炉心２で核燃料物質の崩壊熱によって発生した蒸気が伝熱管５内で凝縮され、生成された凝縮水７が凝縮水戻り管９、バイパス配管１６及び凝縮水戻り管９を順次通って原子炉圧力容器１内に導かれて原子炉が冷却される。このとき、凝縮水７は復水弁１０を通過しない。また、凝縮水７が原子炉圧力容器１内に導かれるために、原子炉圧力容器１内の水位は実質的に変化しない。

【0028】

バイパス配管１６に設けられている流量制限オリフィス１８によって、原子炉圧力容器１に導かれる凝縮水７の流量が制限される。すなわち、流量制限オリフィス１８は、凝縮水７が過度に原子炉圧力容器１内に流入することを制限している。このため、原子炉圧力容器１内の温度減少率が制限値よりも大きくなることを防止できる。電源１２から電流が供給されるときには、復水弁１０の開度が調節されて原子炉圧力容器１に導かれる凝縮水７の流量が調節され、原子炉圧力容器１内の温度減少率が制限値よりも大きくなることを防止できる。電源が喪失しているときには、バイパス弁１７の開度を調節することができないので、流量制限オリフィス１８によって、原子炉圧力容器１に導かれる凝縮水７の流量を制限している。

【実施例2】

【0029】

本発明の他の実施例である実施例２の原子炉隔離時冷却装置を、図３を用いて説明する。

【0030】

本実施例の原子炉隔離時冷却装置は、実施例１の原子炉隔離時冷却装置３においてバイパス弁１７をバイパス弁１７Ａに替えた構成する。バイパス弁１７Ａを用いることによって、実施例１で用いた弁作動装置２７が不要になる。本実施例の原子炉隔離時冷却装置の他の構成は実施例１の原子炉隔離時冷却装置３と同じである。

【0031】

本実施例で用いられるバイパス弁１７Ａの詳細な構造を、以下に説明する。バイパス弁１７Ａは、鉄心３６、電磁コイル３３、ばね（圧縮ばね）３４及び弁体２１を有する。鉄心３６、電磁コイル３３及びばね３４は、ケース内に設置されている。弁体２１は、鉄心３６に取り付けられてケースを貫通するロッドに取り付けられる。電磁コイル３３は鉄心３２を取り囲んでいる。ばね３４は、ケースに取り付けられて鉄心３２を支えている。電磁コイル３３は電源３５に接続される。

【0032】

原子炉隔離時において電源が喪失していないときには、電源３５から電磁コイル３３に電流が供給されて電磁コイル３３が励磁される。鉄心３２が電磁コイル３３の励磁によって下方に引き付けられ、弁体２１によってバイパス配管１６が封鎖されている。本実施例では、原子炉隔離時に、炉心２において核燃料物質の崩壊熱で発生した蒸気が、復水器４の伝熱管５内で凝縮される。電源が喪失していないときには、実施例１と同様に、復水弁１０が開放されるので、伝熱管５内で生成された凝縮水７が、バイパス配管１６ではなく、凝縮水戻り管９を通って原子炉圧力容器１内に導かれる。なお、原子力プラントの通常運転時においても、電磁コイル３３が励磁されて鉄心３２が電磁コイル３３の励磁によって下方に引き付けられ、バイパス配管１６が弁体２１によって封鎖されている。

【0033】

原子炉隔離時において電源が喪失したときには、復水弁１０は閉じたままである。電源３５からバイパス弁１７Ａの電磁コイル３３に電流が供給されないので、電磁コイル３３は励磁されず、鉄心３２はばね３４によって上方に向かって押し上げられる。弁体２１が上方に引き上げられ、バイパス弁１７Ａが開放される。このとき、伝熱管５内で生成された凝縮水７がバイパス配管１６を通って原子炉圧力容器１内に導かれ、炉心２が冷却される。

【0034】

本実施例は、実施例１で生じる各効果を得ることができる。また、電源喪失で解放されるバイパス弁１７Ａをバイパス配管１６に設けているので、本実施例は、弁作動装置２７が不要になり、実施例１の原子炉隔離時冷却装置３よりも構成が単純化される。

【符号の説明】

【0035】

１…原子炉圧力容器、２…炉心、３…原子炉隔離時冷却装置、４…復水器、５…伝熱管、８…蒸気供給管、９…凝縮水戻り管、１０…復水弁、１１…制御装置、１０…水位計、１１…蒸気供給管、１３…圧力計、１４…水位計、１５…作動信号発生装置、１６…バイパス配管、１７，１７Ａ…バイパス弁、１８…流量制限オリフィス、１９…シリンダ、２０…ピストン、２１…弁体、２４，２５…トリップ弁、２６…電磁弁、２７…弁作動装置、３２…鉄心、３３…電磁コイル、３４…ばね。

【図1】

【図2】

【図3】