(57)【要約】【課題】原子炉格納容器内に給水母管および残留熱除去系の注入配管を配置する必要なく、原子炉冷却材喪失事故時に必要となる原子炉格納容器の自由空間体積を低減させ、原子炉格納容器を小型化する。【解決手段】給水母管は原子炉格納容器の外側に配置するとともに、分岐管の給水母管からの分岐位置を原子炉格納容器の外側に設定し、分岐管のみが原子炉格納容器を貫通して原子炉圧力容器に接続される構成とした。【選択図】  図１
2008032403.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
沸騰水型原子炉の原子炉格納容器外側に配置される原子炉給水ポンプおよび高圧給水加熱器と、これら原子炉給水ポンプおよび高圧給水加熱器により加圧および加熱された冷却材を前記原子炉格納容器側に供給する給水母管と、この給水母管に接続されて前記原子炉圧力容器に前記冷却材を注水する複数の分岐管とを備えた沸騰水型原子炉の原子炉給水設備において、前記給水母管は前記原子炉格納容器の外側に配置するとともに、前記分岐管の前記給水母管からの分岐位置を原子炉格納容器の外側に設定し、前記分岐管のみが前記原子炉格納容器を貫通して前記原子炉圧力容器に接続される構成としたことを特徴とする原子炉給水設備。
【請求項２】
前記各分岐管には格納容器隔離弁がそれぞれ設けられている請求項１記載の原子炉給水設備。
【請求項３】
前記各格納容器隔離弁は前記各分岐管に対して前記原子炉格納容器の内側位置および外側位置に対をなして配置され、これら対をなす前記各格納容器隔離弁の間に、非常用炉心冷却系の原子炉隔離時冷却系および残留熱除去系のいずれかの注入配管が接続されている請求項２記載の原子炉給水設備。
【請求項４】
前記非常用炉心冷却系は１系統の前記原子炉隔離時冷却系と独立３系統の前記残留熱除去系とを含み、これら原子炉隔離時冷却系と残留熱除去系の各注入配管がそれぞれ前記各分岐管に接続されている請求項３記載の原子炉給水設備。
【請求項５】
前記各分岐管は前記給水母管から複数位置で分岐し、これら分岐管のうち冷却材供給方向における最も上流側で分岐する前記分岐管の途中に流量制限機構が設けられる一方、これら分岐管の分岐位置よりも下流側に位置する前記給水母管の口径は、当該分岐位置よりも上流側の前記給水母管の口径よりも小径とされている請求項１ないし４のいずれか１項記載の原子炉給水設備。
【請求項６】
前記流量制限機構は、オリフィスまたはフローノズルである請求項５記載の原子炉給水設備。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は沸騰水型原子炉における炉心冷却用の原子炉給水設備に係り、特に冷却材を供給するための給水母管およびこれに接続される複数の分岐配管の構成等を改良した原子炉給水設備に関するものである。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子炉では、発電のためにタービンを回転させた蒸気が復水器で冷却および凝縮されて復水となった後、復水を復水ポンプで昇圧し、低圧給水加熱器で加熱して原子炉給水設備へ送る構成となっている。
【０００３】
原子炉給水設備は、原子炉格納容器外側に配置される原子炉給水ポンプおよび高圧給水加熱器と、これら原子炉給水ポンプおよび高圧給水加熱器により加圧および加熱された冷却材を原子炉格納容器側に供給する給水母管と、この給水母管に接続されて原子炉圧力容器に冷却材を注水する複数の分岐管とを備えた構成となっている。
【０００４】
このような原子炉給水設備においては一般に、２本の給水母管を原子炉格納容器内でそれぞれ複数の分岐管に分岐し、原子炉圧力容器に接続している。そして、原子炉給水設備としては、電気出力おおむね１１０万ｋＷ以上の沸騰水型原子炉におけるように各給水母管を３本に分岐しているものと、それより小さい電気出力の沸騰水型原子炉におけるように各給水母管を２本に分岐しているものがある（例えば、特許文献１および非特許文献１等参照）。
【０００５】
図４、図５および図６を参照して、電気出力１１０万ｋＷ程度未満の中型改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）に従来技術を適用した場合の構成を説明する。図４は原子炉給水設備１００および関連する原子炉設備を示す全体構成図であり、図５は図４に示した原子炉給水設備１００のうち、原子炉格納容器の内側および外側近傍の構成を拡大して示す平面図である。図６は改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）の非常用炉心冷却系のネットワークを示した図である。
【０００６】
図４に示すように、原子炉給水設備１００の中央に原子炉圧力容器１０２が設置されている。原子炉圧力容器１０２の周囲下方には、サプレッションチェンバ１０３が形成されている。原子炉圧力容器１０２で発生する蒸気は図示省略のタービン系に送給されて発電に供された後、復水系１０４の復水器１０５で冷却および凝縮されて復水となり、この復水は復水系配管１０６に設けられた復水ポンプ１０７で昇圧され、低圧給水加熱器１０８で加熱されて原子炉給水設備１００へ送られる。
【０００７】
原子炉給水設備１００は復水系配管１０６に接続された給水配管１０９に、原子炉給水ポンプ１１０および高圧給水加熱器１１１を備え、復水がさらに昇圧および加熱され、原子炉圧力容器１０２側へ冷却材として給水されるようになっている。
【０００８】
給水配管１０９には２本の給水母管１１２ａ，ｂが接続されており、これらの給水母管１１２ａ，ｂは原子炉格納容器１０１を貫通して原子炉圧力容器１０２側に導かれている。そして、原子炉格納容器１０１内においては、各給水母管１１２ａ，ｂから分岐する分岐管１１３ａ，ｂ，１１４ａ，ｂが設けられ、これらの分岐管１１３ａ，ｂ，１１４ａ，ｂが原子炉圧力容器１０２内に接続されている。
【０００９】
なお、沸騰水型原子炉においては、非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）として、サプレッションチェンバ１０３から冷却材を炉心に注水するための系統、すなわち原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）１１５、高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ）１１６および残留熱除去系（ＲＨＲ）１１７を備えている。
【００１０】
原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）１１５は、原子炉隔離時冷却系ポンプ１１５ａと原子炉隔離時冷却系注入配管１１５ｂとを有し、この原子炉隔離時冷却系注入配管１１５ｂは原子炉格納容器１０１の外側において一方の給水母管１１２ａに接続されている（接続点Ａ）。
【００１１】
高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ）１１６は、独立した２つの系統からなり、これらの各系統毎に高圧炉心注水系ポンプ１２０ａ，ｂと高圧炉心注水系注入配管１２１ａ，ｂを有している。これらの高圧炉心注水系注入配管１２１ａ，ｂは原子炉圧力容器１０２に直接接続されている。
【００１２】
残留熱除去系（ＲＨＲ）１１７は、独立した３つの系統からなり、これらの各系統毎に残留熱除去系ポンプ１１８ａ，ｂ，ｃと、残留熱除去系熱交換器１２２ａ，ｂ，ｃと、残留熱除去系注入配管１１９ａ，ｂ，ｃとを有している。残留熱除去系注入配管のうち、１本の残留熱除去系注入配管１１９ｂは、原子炉格納容器１０１の外側において他方の給水母管１１２ｂに接続されており（接続点Ｂ）、他の２本の注入配管１１９ａ，ｃは原子炉圧力容器１０２に直接接続されている。
【００１３】
次に、図４および図５により給水母管１１２ａ，ｂおよび分岐管１１３ａ，ｂ，１１４ａ，ｂの分岐構造、接続点、ならびに弁構造について説明する。図５に示すように、２本の給水母管１１２ａ，ｂは互いに平行な配置で原子炉格納容器１の外側から内側へ貫通し、これらの給水母管１１２ａ，ｂがそれぞれ原子炉圧力容器１０２の周囲を互いに反対側の方向に向って略半周ずつに亘り円弧状に囲む配置となっている。第１の分岐管１１３ａは、一方の給水母管１１２ａの円弧状湾曲部分の始点位置（上流位置）から分岐し、第２の分岐管１１３ｂは、一方の給水母管１１２ａの円弧状湾曲部分の給水母管の円弧状に湾曲する終点位置（下流位置）から分岐している。また、第３の分岐管１１４ａは、他方の給水母管１１２ｂの円弧状湾曲部分の始点位置（上流位置）から分岐し、第４の分岐管１１４ｂは、他方の給水母管１１２ａの円弧状湾曲部分の給水母管１１２ｂの円弧状に湾曲する終点位置（下流位置）から分岐している。
【００１４】
また、図４にも示したように、原子炉格納容器１０１の外側において、一方の給水母管１１２ａには１本の原子炉隔離時冷却系注入配管１１５ｂが接続されており（接続点Ａ）、他方の給水母管１１２ｂには１本の残留熱除去系注入配管１１９ｂが接続されている（接続点Ｂ）。
【００１５】
さらに、図５に示すように、他の２本の残留熱除去系注入配管１１９ａ，ｃがそれぞれ独立して原子炉圧力容器１０２に接続されている。これら２本の残留熱除去系注入配管１１９ａ，ｃの原子炉圧力容器１０２への接続位置は、第１分岐管１１３ａと第２分岐管１１３ｂとの略中間位置、および第３分岐管１１４ａと第４分岐管１１４ｂとの略中間位置にそれぞれ設定されている。
【００１６】
また、図４および図５に示すように、各給水母管１１２ａ，ｂには原子炉格納容器１０１の外側位置および内側位置で弁が設けられている。すなわち、各給水母管１１２ａ，ｂには原子炉格納容器１０１の外側において、それぞれ上流側から下流側に向ってバックアップ用の止め弁１３０ａ，ｂ、逆流防止用の弁１３２ａ，ｂおよび格納容器隔離弁１３３ａ，ｂが順に設けられている。また、各給水母管１１２ａ，ｂには原子炉格納容器１０１の内側において、それぞれ上流側から下流側に向って格納容器隔離弁１３４ａ，ｂおよび保守点検用の止め弁１３５ａ，ｂが順に設けられている。これらの弁のうち、格納容器隔離弁１３３ａ，ｂ、１３４ａ，ｂは、原子炉格納容器１０１の貫通部における原子炉格納容器１０１の外側と原子炉格納容器１０１の内側とに対峙して設けられている。
【００１７】
また、原子炉格納容器１０１の外側において各給水母管１１２ａ，ｂにそれぞれ接続された原子炉隔離時冷却系注入配管１１５ｂおよび残留熱除去系注入配管１１９ｂには、上流側から下流側に向ってバックアップ用の止め弁１３６ａ，ｂおよび逆流防止用の弁１３７ａ，ｂが順に設けられている。
【００１８】
さらに、独立して原子炉圧力容器１０２に接続されている他の２本の残留熱除去系注入配管１１９ａ，ｃには、原子炉格納容器１０１の外側において、それぞれ上流側から下流側に向ってバックアップ用の止め弁１３８ａ，ｂおよび格納容器隔離弁１３９ａ，ｂが順に設けられるとともに、原子炉格納容器１０１の内側において、それぞれ上流側から下流側に向って格納容器隔離弁１４０ａ，ｂおよび保守点検用の止め弁１４１ａ，ｂが順に設けられている。
【００１９】
なお、図６に改良型沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却系のネットワークを示すように、非常用炉心冷却系は、冷却材喪失事故等が発生した場合に原子炉格納容器１の下部にあるサプレッションチェンバ１０３に貯えられたプール水を原子炉圧力容器１０２へ注水し、燃料集合体を構成する燃料被覆管の温度を許容値以下に抑え、その健全性を維持するための設備である。この非常用炉心冷却系は独立した３区分からなり、各区分には高圧注水系統（原子炉隔離時冷却系または高圧炉心注水系）と低圧注水系統（残留熱除去系）とが１つずつ配置されている。
【特許文献１】特開平５−３２３０８５号公報
【非特許文献１】軽水炉発電所のあらまし（（財）原子力安全研究協会  平成４年１０月）、４１頁、図２．４．１
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００２０】
上述した原子炉給水設備においては、給水母管が原子炉格納容器の内側で分岐しているため、原子炉冷却材喪失事故として、原子炉格納容器内での給水母管１本の完全破断を想定する必要がある。
【００２１】
この時に原子炉格納容器内の圧力上昇は最も厳しくなり、原子炉格納容器にはこれに備えた自由空間体積を確保しておく必要がある。
【００２２】
このため、機器および配管等の配置の観点からは余裕があっても、経済性向上のために原子炉格納容器をさらに小型化するのは困難であるという課題があった。
【００２３】
本発明は上述した課題を解決するためになされたものであり、安全性を損なうことなく、原子炉格納容器を小型化した沸騰水型原子炉を提供することができる原子炉給水設備を得ることを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００２４】
前記の目的を達成するため、本発明は、沸騰水型原子炉の原子炉格納容器外側に配置される原子炉給水ポンプおよび高圧給水加熱器と、これら原子炉給水ポンプおよび高圧給水加熱器により加圧および加熱された冷却材を前記原子炉格納容器側に供給する給水母管と、この給水母管に接続されて前記原子炉圧力容器に前記冷却材を注水する複数の分岐管とを備えた沸騰水型原子炉の原子炉給水設備において、前記給水母管は前記原子炉格納容器の外側に配置するとともに、前記分岐管の前記給水母管からの分岐位置を原子炉格納容器の外側に設定し、前記分岐管のみが前記原子炉格納容器を貫通して前記原子炉圧力容器に接続される構成としたことを特徴とする原子炉給水設備を提供する。
【発明の効果】
【００２５】
本発明によれば、給水母管を原子炉格納容器の外側に配置するとともに、分岐管の母管からの分岐位置を原子炉格納容器の外側に設定し、分岐管のみが原子炉格納容器を貫通して原子炉圧力容器に接続される構成としたことにより、原子炉格納容器内に給水母管および残留熱除去系の注入配管を配置する必要がないうえ、原子炉冷却材喪失事故時に必要となる原子炉格納容器の自由空間体積が低減されるので、原子炉格納容器を小型化することができる。
【００２６】
また、分岐管は残留熱除去系の注入配管より口径が大きいため、流体抵抗が低減されるので、残留熱除去系ポンプの必要揚程を低減することができる。これにより残留熱除去系ポンプの所要動力も低減されるので、原子炉冷却材喪失事故時等に残留熱除去系ポンプに給電する非常用電源の容量を低減することができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００２７】
以下、本発明に係る原子炉給水設備の実施形態について、図１〜図３を参照して説明する。
【００２８】
図１および図２は、本発明の一実施形態による原子炉給水設備１００および関連する設備を示している。図１は原子炉給水設備１００の全体構成図であり、図２は図１に示した原子炉給水設備１００のうち、原子炉格納容器の内側および外側近傍の構成を示す平面図である。
【００２９】
図１および図２に示すように、本実施形態では、原子炉格納容器１が縦型円筒状をなしており、その中央に円筒状の原子炉圧力容器２が原子炉格納容器１と同軸配置で設置されている。原子炉格納容器１内における原子炉圧力容器２の周囲下方には、サプレッションチェンバ３が形成されている。原子炉圧力容器２で発生する蒸気は図示省略のタービン系に送給されて発電に供された後、復水系４の復水器５で冷却および凝縮されて復水となり、この復水は復水系配管６に設けられた復水ポンプ７で昇圧され、低圧給水加熱器８で加熱されて原子炉給水設備１００へ送られる。
【００３０】
原子炉給水設備１００は復水系配管６に接続された給水配管９に、原子炉給水ポンプ１０および高圧給水加熱器１１を備え、復水がさらに昇圧および加熱され、原子炉圧力容器２側へ冷却材として給水されるようになっている。
【００３１】
このような構成において、本実施形態では、給水配管９に２本の給水母管１２ａ，１２ｂが接続されており、これらの各給水母管１２ａ，１２ｂは原子炉格納容器１の外側だけに配置されている。すなわち、２本の給水母管１２ａ，１２ｂは原子炉格納容器１の外側において、互いに平行な配置で原子炉格納容器１の外周面近傍まで延在しているが、原子炉格納容器１の内側へ貫通することなく、原子炉格納容器１の外周面近傍位置から原子炉格納容器１の外周面に沿って周回する湾曲形状として延在している。
【００３２】
例えば図２に示すように、一方の給水母管１２ａの湾曲先端部は原子炉格納容器１の周囲に沿って上流側の直線状部分の正対位置から約４５度を残す角度位置まで配置されている。また、他方の給水母管１２ｂも同様に、その湾曲先端部が一方の給水母管１２ａと反対の向きに原子炉格納容器１の周囲に沿って上流側の直線状部分の正対位置から約４５度を残す角度位置まで配置されている。すなわち、２本の給水母管１２ａ，１２ｂがそれぞれ原子炉格納容器１の周囲を互いに反対側の方向に向って半周付近までに亘り、円弧状に囲む配置となっている。このように、給水母管１２ａ，１２ｂは原子炉格納容器１を外側面に沿って外側から一定の離間距離をあけて囲む配置とされている。
【００３３】
この構成のもとで、各給水母管１２ａ，１２ｂから分岐管１３ａ，ｂ、１４ａ，ｂが接続される分岐位置は、原子炉格納容器１の外側に設定されている。すなわち、並列配置で原子炉格納容器１の外周面に直交状態で延在する２本の給水母管１２ａ，１２ｂのうち、一方の給水母管１２ａの先端が原子炉格納容器１の周囲に沿って周回し始めた一定の短い湾曲長さ部位から第１の分岐管１３ａが分岐し、この分岐管１３ａは当該一方の給水母管１２ａの直進方向から少しずれた位置で直進状態に伸び、原子炉格納容器１の周壁を貫通して原子炉格納容器１内に延在している。この第１の分岐管１３ａは原子炉圧力容器２の付近にて例えば原子炉圧力容器２の周壁に沿う如く少し湾曲した後、平面視で略４５度程度に向きを変えて原子炉圧力容器２の中心部に向き、すなわち法線方向に沿う如く直線配置で原子炉圧力容器２に接続されている。
【００３４】
また、原子炉格納容器１の外周側を周回している一方の給水母管１２ａの湾曲した先端付近に第２の分岐管１３ｂが分岐接続され、第１の分岐管１３ａと略直交する向きに沿って原子炉圧力容器２の中心部に向き原子炉圧力容器２に対して法線方向に沿う如く直線配置で原子炉圧力容器２に接続されている。
【００３５】
また、他方の給水母管１２ｂについても、一方の給水母管１２ａと同様に、原子炉格納容器１の周囲に沿って周回し始めた一定の短い湾曲長さ部位から第３の分岐管１４ａが分岐し、この分岐管１４ａは当該他方の給水母管１２ｂの直進方向から一方の給水母管１２ａと相対向する方向に少しずれた位置で直進状態に伸び、原子炉格納容器１の周壁を貫通して原子炉格納容器１内に延在している。この第３の分岐管１４ａも原子炉圧力容器２の付近にて例えば原子炉圧力容器２の周壁に沿う如く少し湾曲した後、平面視で略４５度程度に向きを変えて原子炉圧力容器２の中心部に向き、法線方向に沿う如く直線配置で原子炉圧力容器２に接続されている。
【００３６】
また、第３の分岐管１４ａと並列配置で原子炉格納容器１の外周面に直交状態で延在する第４の分岐管１４ｂも、原子炉格納容器１の外周側を周回している他方の給水母管１２ｂの湾曲した先端付近に分岐接続され、第３の分岐管１４ａと略直交する向きに沿って原子炉圧力容器２の中心部に向き、すなわち第３の分岐管１４ａとは直交する方向（第１の分岐管には相対する方向）に沿って原子炉圧力容器２に対して法線方向に沿う如く直線配置で原子炉圧力容器２に接続されている。
【００３７】
そして、原子炉格納容器１内には第１の分岐管〜第４の分岐管１３ａ，ｂ、１４ａ，ｂのみが配置され、給水母管および他の給水用配管は原子炉格納容器内に配置されていない。すなわち、原子炉格納容器１の周壁を貫通する給水用の配管としては第１の分岐管１３ａ〜第４の分岐管１４ｂのみであり、貫通部は４箇所に留まる構成となっている。
【００３８】
なお、図１においては、給水母管１２ａ，ｂのうち、図２に示した原子炉格納容器１の周囲に配置される部分は、分岐管により図１の紙面厚さ方向に隠れた状態となっている。
【００３９】
また本実施形態においては、図１および図２に示すように、非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）として、サプレッションチェンバ３から冷却材を炉心に注水するための系統、すなわち原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）１５、高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ）１６および残留熱除去系（ＲＨＲ）１７を備えている。
【００４０】
原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）１５は、原子炉隔離時冷却系ポンプ１５ａと原子炉隔離時冷却系注入配管１５ｂとを有し、この原子炉隔離時冷却系注入配管１５ｂは原子炉格納容器１の外側において第１の分岐管１３ａに接続されている（接続点Ｃ）。
【００４１】
また、高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ）１６は、独立した２つの系統からなり、これらの各系統毎に高圧炉心注水系ポンプ１６ａ，１６ｂと高圧炉心注水系注入配管２１ａ，２１ｂとを有している。これらの高圧炉心注水系注入配管２１ａ，２１ｂは原子炉圧力容器２に直接接続されている。
【００４２】
残留熱除去系（ＲＨＲ）１７は、独立した３つの系統からなり、これらの各系統毎に残留熱除去系ポンプ１８ａ，ｂ，ｃと、残留熱除去系熱交換器２２ａ，ｂ，ｃと、残留熱除去系注入配管１９ａ，ｂ，ｃとを有している。そして、図２に示すように、残留熱除去系注入配管は、第２〜第４の分岐管にそれぞれ接続されている（接続点Ｄ〜Ｆ）。なお、図１に示すように、２本の高圧炉心注水系配管２１ａ，ｂは、それぞれ独立して原子炉圧力容器２に接続されている。
【００４３】
また、図１および図２に示すように、各給水母管１２ａ，ｂには原子炉格納容器１の外側位置および内側位置で弁が設けられている。すなわち、各給水母管１２ａ，ｂには原子炉格納容器１の外側において、それぞれ上流側から下流側に向ってバックアップ用の止め弁３０ａ，ｂ、逆流防止用の弁３２ａ，ｂ、および格納容器隔離弁３３ａ，ｂが順に設けられている。また、各給水母管１２ａ，ｂには原子炉格納容器１の内側において、それぞれ上流側から下流側に向って格納容器隔離弁３４ａ，ｂおよび保守点検用の止め弁３５ａ，ｂが順に設けられている。これらの弁のうち、格納容器隔離弁３３ａ，ｂ、３４ａ，ｂは、原子炉格納容器１の貫通部における原子炉格納容器外側と原子炉格納容器内側とに対峙して設けられている。
【００４４】
また、原子炉格納容器１の外側において各給水母管１２ａ，ｂにそれぞれ接続された原子炉隔離時冷却系注入配管１５ｂおよび残留熱除去系注入配管１９ｂには、上流側から下流側に向ってバックアップ用の止め弁３６ａ，ｂおよび逆流防止用の弁３７ａが順に設けられている。
【００４５】
さらに、残留熱除去系配管１９ａ，ｂ，ｃには、原子炉格納容器１の外側において、それぞれ上流側から下流側に向ってバックアップ用の止め弁３８ａ，３６ｂ，３８ｂおよび格納容器隔離弁３８ａ，３７ａ，３８ｂが順に設けられるとともに、原子炉格納容器内側において、それぞれ上流側から下流側に向って格納容器隔離弁４０ａ，３４ｂ，４０ｂおよび保守点検用の止め弁４１ａ，３５ａ，４１ｂが順に設けられている。
【００４６】
このように、本実施形態においては、給水母管が原子炉格納容器の外側に配置されとともに、分岐管の給水母管からの分岐位置が原子炉格納容器の外側に設定され、分岐管のみが原子炉格納容器を貫通して原子炉圧力容器２に接続される構成となっている。また、各分岐管には、格納容器隔離弁がそれぞれ設けられている。
【００４７】
さらに、各格納容器隔離弁は各分岐管に対して原子炉格納容器の内側位置および外側位置に対をなして配置され、これら対をなす各格納容器隔離弁の間に、非常用炉心冷却系の原子炉隔離時冷却系および残留熱除去系のいずれかの注入配管が接続されている。そして、非常用炉心冷却系は１系統の原子炉隔離時冷却系と独立３系統の前記残留熱除去系とを含み、これら原子炉隔離時冷却系と残留熱除去系の各注入配管がそれぞれ各分岐管に接続されている。
【００４８】
このように構成された本実施形態において、給水母管の破断時には破断個所と原子炉圧力容器２は格納容器隔離弁で隔離されるため原子炉冷却材喪失事故には至らず、同事故の想定としては分岐管の破断を想定すればよく、破断時に原子炉圧力容器２から原子炉格納容器１内へ放出される冷却材量を半減させることが可能である。
【００４９】
また、残留熱除去系１７の注入配管１９を３本とも分岐管に接続するため、専用の原子炉格納容器貫通部、原子炉格納容器内部の配管、原子炉圧力容器２との接続ノズル、および原子炉圧力容器２内の注水用内部構造物が不要となる。
【００５０】
さらに、本実施の形態によれば、原子炉格納容器内に給水母管および残留熱除去系の注入配管を配置する必要がないうえ、原子炉冷却材喪失事故時に必要となる原子炉格納容器の自由空間体積が低減されるので、原子炉格納容器を小型化することができる。
【００５１】
また、分岐管は残留熱除去系の注入配管より口径が大きいため流体抵抗が低減されるので、残留熱除去系ポンプの必要揚程を低減することができる。これにより残留熱除去系ポンプの所要動力も低減されるので、原子炉冷却材喪失事故時等に残留熱除去系ポンプに給電する非常用電源の容量を低減することができる。
【００５２】
なお、本実施形態では各給水母管から２本の分岐管が分岐する場合について説明しているが、３本の分岐管が分岐する場合についても、分岐管の破断時に原子炉圧力容器２から原子炉格納容器１内へ放出される冷却材量が１／３となることを除き、２本の場合と同様の作用および効果を得ることができる。
【００５３】
図３は、本発明に係る原子炉給水設備１００の他の実施形態示している。
【００５４】
本実施形態では、前記実施形態の構成に加え、分岐管１２ａ，１２ｂのうち最も上流で給水母管から分岐する分岐管の途中に流量制限機構５０ａ，５０ｂを有し、当該分岐より下流側の給水母管の口径を上流側より小さくして、分岐管の口径と同一にしている。この流量制限機構は、オリフィスでもフローノズルでもよい。他の構成については、前記実施形態と同様であるから、図２と同一の構成部分については、図３に図２と同一の符号を付して重複する説明は省略する。
【００５５】
このように構成された本実施形態において、流量制限機構の抵抗係数は、最も上流の分岐管の分岐から下流の分岐管の入口までの給水母管の抵抗係数と等しくなるように与えられ、この結果上流側と下流側の分岐管を流れる給水の流量は等しくなる。
【００５６】
本実施形態によれば、原子炉格納容器の外周を取り巻くように配置される給水母管の口径を小さくすることができるので、より容易に配置することができる。
【００５７】
なお、本実施形態では原子炉格納容器の内側の格納容器隔離弁と保守点検用の止め弁との間に流量制限機構を設置しているが、これを分岐管の他の位置に設置することも可能である。
【図面の簡単な説明】
【００５８】
【図１】本発明の一実施形態による原子炉給水設備および関連する設備の全体構成を示す図。
【図２】本発明の一実施形態による原子炉給水設備のうち原子炉格納容器の内側および外側近傍の構成を示した平面図。
【図３】本発明の他の実施形態による原子炉給水設備のうち原子炉格納容器の内側および外側近傍の構成を示した図。
【図４】従来の原子炉給水設備および関連する設備の全体構成を示した構成図。
【図５】従来の原子炉給水設備のうち原子炉格納容器の内側および外側近傍の構成を示した平面図。
【図６】改良型沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却系のネットワークを示した図。
【符号の説明】
【００５９】
１００  原子炉給水設備
１  原子炉格納容器
２  原子炉圧力容器
１２ａ，１２ｂ  給水母管
１３ａ，１３ｂ，１４ａ，１４ｂ  分岐管
１５  原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）
１６  高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ）
１７  残留熱除去系（ＲＨＲ）
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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