(57)【要約】【課題】炉心崩壊熱の除去を改善できる加圧水型原子炉及び炉心崩壊熱除去方法を提供する。【解決手段】加圧水型原子炉１０は、原子炉圧力容器から送り出された１次冷却材が流通する１次側配管１２と、２次冷却材を供給する主給水管１３と、１次側配管１２が配される熱交換部１４、及び熱交換部１４と下部で連通するとともに上部に主給水管１３を設けた２次冷却材供給部１６と、を有する蒸気発生器１１を備え、蒸気発生器１１で蒸発した２次冷却材を送出する主蒸気管１７と、蒸気発生器１１の熱交換部１４下部に連通し、熱交換部１４内の２次冷却材を取り出し可能なブロー管１８と、ブロー管１８及び主給水管１３をバイパスするバイパス配管１９と、を備える。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉圧力容器を備えるとともに、
前記原子炉圧力容器から送り出された１次冷却材が流通する１次側配管と、２次冷却材を供給する主給水管と、前記１次側配管が配される熱交換部、及び前記熱交換部と下部で連通するとともに上部に主給水管を設けた２次冷却材供給部と、を有する蒸気発生器を備え、
前記蒸気発生器で蒸発した前記２次冷却材を送出する主蒸気管と、
前記蒸気発生器の前記熱交換部下部に連通し、前記熱交換部内の前記２次冷却材を取り出し可能なブロー管と、
前記ブロー管及び前記主給水管をバイパスするバイパス配管と、を備える加圧水型原子炉。
【請求項２】
請求項１に記載の加圧水型原子炉において、
前記バイパス配管の切り替え動作に伴い、前記ブロー管を通じて管群部へ給水可能である加圧水型原子炉。
【請求項３】
原子炉圧力容器から送り出された１次冷却材を１次側配管に流通し、主給水管に２次冷却材を供給し、２次冷却材供給部に、前記１次側配管が配される熱交換部及び前記熱交換部と下部で連通するとともに上部に主給水管を設けた蒸気発生器で蒸発した前記２次冷却材を主蒸気管から放出し、前記蒸気発生器の前記熱交換部下部に連通してバイパス配管により前記主給水管からバイパスするブロー管を通じて前記熱交換部内の前記２次冷却材を取り出す炉心崩壊熱除去方法。
【請求項４】
請求項３に記載の炉心崩壊熱除去方法において、
前記バイパス配管の切り替え動作に伴い、前記ブロー管を通じて管群部へ給水する炉心崩壊熱除去方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、加圧水型原子炉に関し、特に全交流電源喪失時に炉心の崩壊熱を除去する加圧水型原子炉及び炉心崩壊熱除去方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
２次冷却系よりも上方に配設され、弁を有する配管を介して２次冷却系に連通した第１水源を有し、蒸気発生器が、その入口ノズルが原子炉圧力容器の出口ノズルよりも下方に配設された加圧水型原子炉がある（例えば、特許文献１参照）。特許文献１は、第２水源は、第２水源に接続された配管にある弁の開弁時に放出される水により、ホッドレッグ配管及びコールドレッグ配管を冠水させるに足る水容量を有する。特許文献１は、動的機器の使用を弁のような信頼性の高い機器に最小限に止めて、実質的に静的に崩壊熱を除去できる。
【０００３】
また、蒸気発生器用緊急給水設備に２つの別個の補助系を設けた加圧水型原子炉がある（例えば、特許文献２参照）。特許文献２は、補助系に、作動時に少なくとも２つの蒸気発生器に水を供給し、各補助系は、緊急給水タンクと、このタンクから導出して蒸気発生器への入口ノズルに連通する一対の緊急給水管とを含む。特許文献２は、緊急給水管のうち、一方には、電気的に作動するモータにより駆動するポンプを設け、他方には、蒸気タービン駆動のポンプを設け、各緊急給水管には、蒸気発生器の入口ノズルとポンプとの間にベンチュリオリフィスを設ける。特許文献２は、系の動作を損なう事態の発生に際し、緊急給水系の動作を保証し、併せて、系の標準化を容易にできる。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００４】
【特許文献１】特許第２５４８８３８号公報
【特許文献２】実公平７−１２９５７号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
特許文献１は、冷却材喪失に伴う１次冷却系の圧力低下時に、第１減圧手段が作動されて、原子炉圧力容器の蓋体に接続された配管の弁から、炉心に発生した水素ガス、酸素ガス等の非凝縮性ガスを格納容器に放出する。特許文献１は、第２水源に接続された配管に設けた弁が開弁され、第２水源の水を原子炉圧力容器内に注入する。第２水源は、ホットレッグ配管及びコールドレッグ配管よりも上方に配設しているために、弁の開弁時に水が水頭差により放出して冠水する。しかし、特許文献１は、炉心崩壊熱を除去する点において改善の余地を有する。
【０００６】
一方、特許文献２は、蒸気発生器用緊急給水設備に２つの別個の補助系を設けた。しかし、特許文献２は、特許文献１と同様に、炉心崩壊熱を除去する点において改善の余地を有する。
【０００７】
ところで、特許文献１及び特許文献２と同様に、全交流電源喪失時、炉心での崩壊熱を直接給水で除去できない場合に、蒸気発生器による熱交換で１次側の熱を２次側に伝達し除熱を行う加圧水型原子炉が提案されている。図４に示すように、このような加圧水型原子炉１００は、原子炉圧力容器１０１と、伝熱管１０３を内蔵した蒸気発生器１０２と、主蒸気逃がし弁１０４と、タービン発電機１０５と、加圧器１０６と、を備える。加圧水型原子炉１００は、水源１５０に設置された仮設ポンプ１０７及び仮設ホース１０８と、タンク１０９に連通した仮設ポンプ１１０と、復水タンク１１１と、タービン動補助給水ポンプ１１２と、主給水ポンプ１１３と、を備える。図５に示すように、加圧水型原子炉１００は、緊急時の冷却用に、１次冷却材へほう酸を供給するためのほう酸ポンプ１１４及びほう酸タンク１１５と、水源１５０から蒸気発生器１０２へ水を直接注入するための仮設ポンプ１１６及び仮設ホース１１７と、を備える。
【０００８】
加圧水型原子炉１００は、原子炉圧力容器１０１内の炉心（核燃料）で非沸騰の高温高圧水をつくり、これを蒸気発生器１０２に導く。加圧水型原子炉１００は、蒸気発生器１０２の中で伝熱管１０３の１次系（内側）から２次系（外側）に熱を伝えて２次側に蒸気を発生する。そして、加圧水型原子炉１００は、蒸気発生器１０２が発生した蒸気をタービン発電機１０５に送って発電する。加圧水型原子炉１００は、１次系の圧力が、加圧器１０６により制御及び維持される。加圧水型原子炉１００は、蒸気発生器１０２の伝熱管１０３の内側と外側とで放射性物質を含む１次系（原子炉冷却系）と放射性物質を含まない２次系（主蒸気系）とが隔離される。
【０００９】
図６に示すように、加圧水型原子炉１００は、津波が発生して海水による冷却機能が喪失し、非常用ディーゼル発電機も機能が喪失し、外部電源の喪失に伴って全交流電源が喪失した場合、以下の制御動作を実行する。まず、主給水ポンプ１１３及びタービン動補助給水ポンプ１１２等による蒸気発生器１０２への給水冷却を実施する（Ｓ１０１）。次に、仮設ホース１０８を通じて仮設ポンプ１０７により給水を確保し、タービン動補助給水ポンプ１１２で継続して炉心を冷却する（Ｓ１０２）。同時に、主蒸気逃がし弁１０４を開弁して放射能を含まない蒸気を大気に放出して原子炉圧力容器１０１を冷却する。ここで、１次冷却温度が、例えば、約１７０℃になった場合、高温停止となる（Ｓ１０３）。全交流電源喪失時には、中央制御室監視機能等に必要な電力は、高圧発電機車１１８から給電する。
【００１０】
次に、ほう酸ポンプ１１４を駆動してほう酸タンク１１５から１次冷却材へほう酸を供給して未臨界を維持する（Ｓ１０４）。そして、仮設ポンプ１１６を駆動して仮設ホース１１７により蒸気発生器１０２に２次側でのフィードアンドブリードを行う（Ｓ１０５）。フィードアンドブリードによる連続的な蒸気発生器１０２への水の供給及び排水により、蒸気発生器１０２を介して原子炉圧力容器１０１内を冷却する。これらにより、炉心を冷却することにより、１次冷却材の温度が、例えば、約９３℃以下の低温停止を達成する（Ｓ１０６）。
【００１１】
図７に示すように、加圧水型原子炉１００の１次冷却材圧力は、時点ｔ１１において全交流電源が喪失した時点ｔ１１の以後の時点ｔ１２において、例えば、１５．４ＭＰａである。そして、時点ｔ１２においてタービン動補助給水ポンプ１１２により２次冷却材への冷却を開始する。タービン動補助給水ポンプ１１２による冷却により１次冷却材圧力が下がり、時点ｔ１２の以後の時点ｔ１３においてほう酸ポンプ１１４を駆動してほう酸タンク１１５から１次冷却材へほう酸を供給する。これにより、時点ｔ１４において、加圧水型原子炉１００の１次冷却材圧力は、例えば、５．２ＭＰａ（４．２ＭＰａ）から、例えば、２．４ＭＰａ（１．７ＭＰａ）で例えば、約２２４℃（約２０８℃）に下がって、この状態を維持する。
【００１２】
時点ｔ１４の以後の時点ｔ１５において冷却を停止し、窒素混入の防止のため、ほう酸タンク１１５を閉成する。時点ｔ１５においてタービン動補助給水ポンプ１１２等による蒸気発生器１０２への給水冷却を再開することにより時点ｔ１６において、例えば、０．７ＭＰａで、例えば、約１７０℃に下がる。そして、時点ｔ１６の以後の時点ｔ１７においてほう酸ポンプ１１４を駆動してほう酸タンク１１５から１次冷却材へほう酸を供給する。次に、時点ｔ１７から低温停止状態に向けたプロセスとして、仮設ポンプ１１６を駆動して仮設ホース１１７により蒸気発生器１０２に２次側でのフィードアンドブリードを行うことにより、時点ｔ１７の以後の時点ｔ１８において低温停止する。
【００１３】
このように、加圧水型原子炉１００は、全交流電源喪失時、炉心での崩壊熱を直接給水で除去できない場合、蒸気発生器１０２による熱交換で１次側の熱を２次側に伝達し除熱を行う。このとき、蒸気発生器１０２では器内への給水を行い、自然循環により管群部に水を供給し、伝熱管１０３を介して１次側から２次側へ伝熱を行う。電源喪失後の初期は、補助給水及び主蒸気逃がし弁１０４での沸騰潜熱による除熱を行うが、１次側温度がある程度低下した後に蒸気発生器１０２内を満水にし、水単相冷却に切り替える。
【００１４】
ところが、図８に示すように、加圧水型原子炉１００は、蒸気発生器１０２の２次側が沸騰状態の場合、１次側からの入熱により伝熱管１０３の部分で蒸気泡が発生する。そのため、加圧水型原子炉１００は、降水部と伝熱管１０３部との密度差による駆動力で自然循環が発生することにより、給水が伝熱管１０３部に供給される。
【００１５】
図９に示すように、加圧水型原子炉１００は、水単相冷却の場合、１次側からの入熱により伝熱管１０３部で水が温められ、降水部と伝熱管１０３部の密度差による駆動力で自然循環が発生することにより、給水が伝熱管１０３部に供給される。
【００１６】
図１０に示すように、加圧水型原子炉１００は、水冷却の場合、１次側からの入熱量が小さく、流速が非常に遅いため、伝熱管１０３を含む管群部等で滞留やよどみ域等が生じ、それが抵抗となって自然循環を阻害することがある。そのため、加圧水型原子炉１００は、所定の給水量が降水部から管群部に流れずに、熱交換に寄与できないために、給水の一部が上部にバイパスすることがある。従って、加圧水型原子炉１００は、特許文献１及び特許文献２と同様に、炉心崩壊熱を除去する点において改善の余地を有する。
【００１７】
本発明は、前述した課題を解決するためになされたものであり、その目的は、炉心崩壊熱の除去を改善できる加圧水型原子炉及び炉心崩壊熱除去方法を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１８】
本発明に係る加圧水型原子炉は、原子炉圧力容器を備えるとともに、前記原子炉圧力容器から送り出された１次冷却材が流通する１次側配管と、２次冷却材を供給する主給水管と、前記１次側配管が配される熱交換部、及び前記熱交換部と下部で連通するとともに上部に主給水管を設けた２次冷却材供給部と、を有する蒸気発生器を備え、前記蒸気発生器で蒸発した前記２次冷却材を送出する主蒸気管と、前記蒸気発生器の前記熱交換部下部に連通し、前記熱交換部内の前記２次冷却材を取り出し可能なブロー管と、前記ブロー管及び前記主給水管をバイパスするバイパス配管と、を備える。
【００１９】
本発明に係る炉心崩壊熱除去方法は、原子炉圧力容器から送り出された１次冷却材を１次側配管に流通し、主給水管に２次冷却材を供給し、２次冷却材供給部に、前記１次側配管が配される熱交換部、及び前記熱交換部と下部で連通するとともに上部に主給水管を設けた蒸気発生器で蒸発した前記２次冷却材を主蒸気管から放出し、前記蒸気発生器の前記熱交換部下部に連通してバイパス配管により前記主給水管からバイパスするブロー管を通じて前記熱交換部内の前記２次冷却材を取り出す。
【発明の効果】
【００２０】
本発明に係る加圧水型原子炉及び炉心崩壊熱除去方法によれば、炉心崩壊熱の除去を改善できるという効果を奏する。
【図面の簡単な説明】
【００２１】
【図１】本発明に係る一実施形態の加圧水型原子炉の蒸気発生器周りの配管図である。
【図２】本発明に係る一実施形態の炉心崩壊熱除去方法の制御動作を説明するフローチャートである。
【図３】本発明に係る一実施形態の炉心崩壊熱除去方法の制御動作を説明するタイミングチャートである。
【図４】従来の加圧水型原子炉の前段の炉心崩壊熱除去動作を説明する概略図である。
【図５】従来の加圧水型原子炉の後段の炉心崩壊熱除去動作を説明する概略図である。
【図６】従来の炉心崩壊熱除去方法の制御動作を説明するフローチャートである。
【図７】従来の炉心崩壊熱除去方法の制御動作を説明するタイミングチャートである。
【図８】従来の加圧水型原子炉の沸騰時の断面図である。
【図９】従来の加圧水型原子炉の水単相時の理想的な冷却サイクル図である。
【図１０】従来の加圧水型原子炉の不具合時の冷却サイクル図である。
【発明を実施するための形態】
【００２２】
以下、本発明に係る一実施形態の加圧水型原子炉について図面を参照して説明する。なお、本発明に係る一実施形態の加圧水型原子炉において従来と同様の部位は、図４及び図５と同様の符号を用いる。
【００２３】
図１に示すように、本発明に係る一実施形態の加圧水型原子炉１０は、原子炉圧力容器１０１から送り出された１次冷却材Ｗ１が流通する１次側配管１２と、２次冷却材Ｗ２を供給する主給水管１３とを有する蒸気発生器１１を備える。蒸気発生器１１は、１次側配管１２が配されていて管群部１５を有する熱交換部１４及び熱交換部１４に下部で連通するとともに上部に主給水管１３を設けた２次冷却材供給部１６と、を有する。そして、加圧水型原子炉１０は、蒸気発生器１１で蒸発した２次冷却材Ｗ２を送出する主蒸気管１７と、蒸気発生器１１の熱交換部１４の下部に連通し、熱交換部１４内の２次冷却材Ｗ２を取り出し可能なブロー管１８とを備える。さらに、加圧水型原子炉１０は、ブロー管１８及び主給水管１３をバイパスするバイパス配管１９を備える。
【００２４】
加圧水型原子炉１０は、全交流電源喪失時に高圧発電機車１１８等の代替電源により主給水ポンプ１１３が駆動する。主給水ポンプ１１３は、上流側配管２０が貯水タンク等の水源１５０に接続され、下流側配管２１が主給水管バルブ２２及びバイパス配管１９の一端部に接続されている。バイパス配管１９は、バイパスバルブ２３を有し、他端部がブロー管１８に接続されている。ブロー管１８は、不図示のバルブを通じてモニタリング用の取水配管２４に接続されている。ブロー管１８は、通常運転中の蒸気発生器１０２内の水質管理を目的として、循環流量の数％程度を抽出する。
【００２５】
加圧水型原子炉１０は、通常時に、主給水管バルブ２２を開弁するとともにバイパスバルブ２３を閉弁し、ブロー管１８を通じて蒸気発生器１１の熱交換部１４内の２次冷却材Ｗ２を取水配管２４から取り出す。そして、加圧水型原子炉１０は、取り出された２次冷却材Ｗ２をモニタリング処理することにより、２次冷却材Ｗ２内に含まれる放射能線量を検査する。
【００２６】
加圧水型原子炉１０は、全交流電源喪失時に、主給水管バルブ２２を閉弁するとともにバイパスバルブ２３を開弁し、代替電源により主給水ポンプ１１３を駆動する。主給水ポンプ１１３が駆動することにより、ブロー管１８を通じて、水源１５０から熱交換部１４の管群部１５へ強制給水することにより、炉心崩壊熱を除去する。
【００２７】
次に、加圧水型原子炉１０の制御動作について説明する。図２に示すように、加圧水型原子炉１０は、津波が発生して海水による冷却機能が喪失し、非常用ディーゼル発電機も機能が喪失し、外部電源の喪失に伴って全交流電源が喪失した場合、以下の制御動作を実行する。まず、タービン動補助給水ポンプ１１２等による蒸気発生器１１への給水冷却を実施する（Ｓ１１）。次に、仮設ホース１０８を通じて仮設ポンプ１０７により給水を確保し、タービン動補助給水ポンプ１１２で継続して炉心を冷却する（Ｓ１２）。同時に、主蒸気逃がし弁１０４を開弁して放射能を含まない蒸気を大気に放出して原子炉圧力容器１０１を冷却する。ここで、１次冷却温度が、例えば、約１７０℃になった場合、高温停止となる（Ｓ１３）。
【００２８】
次に、ほう酸ポンプ１１４を駆動してほう酸タンク１１５から１次冷却材Ｗ１へほう酸を供給して未臨界を維持する（Ｓ１４）。そして、主給水管バルブ２２を閉弁するとともにバイパスバルブ２３を開弁し、代替電源により主給水ポンプ１１３を駆動して、ブロー管１８を通じて、水源１５０から熱交換部１４の管群部１５へ強制給水することにより、炉心崩壊熱を除去する（Ｓ１５）。これにより、炉心を冷却することにより、１次冷却材Ｗ１の温度が、例えば、約９３℃以下の低温停止を達成する（Ｓ１６）。
【００２９】
次に、加圧水型原子炉１０の１次冷却材圧力の変動について説明する。図３に示すように、加圧水型原子炉１０の１次冷却材圧力は、時点ｔ１において全交流電源が喪失した時点ｔ１の以後の時点ｔ２において、例えば、１５．４ＭＰａである。そして、時点ｔ２においてタービン動補助給水ポンプ１１２により２次冷却材Ｗ２への冷却を開始する。タービン動補助給水ポンプ１１２による冷却により１次冷却材圧力が下がり、時点ｔ２２の以後の時点ｔ３においてほう酸ポンプ１１４を駆動してほう酸タンク１１５から１次冷却材Ｗ１へほう酸を供給する。これにより、時点ｔ４において、加圧水型原子炉１０の１次冷却材圧力は、例えば、５．２ＭＰａ（４．２ＭＰａ）から、例えば、２．４ＭＰａ（１．７ＭＰａ）で例えば、約２２４℃（約２０８℃）に下がって、この状態を維持する。
【００３０】
時点ｔ４の以後の時点ｔ５において冷却を停止し、窒素混入の防止のため、ほう酸タンク１１５を閉成する。時点ｔ５においてタービン動補助給水ポンプ１１２等による蒸気発生器１１への給水冷却を再開することにより時点ｔ６において、例えば、０．７ＭＰａで、例えば、約１７０℃に下がる。そして、時点ｔ６の以後の時点ｔ７においてほう酸ポンプ１１４を駆動してほう酸タンク１１５から１次冷却材Ｗ１へほう酸を供給する。次に、時点ｔ７において主給水管バルブ２２を閉弁するとともにバイパスバルブ２３を開弁し、代替電源により主給水ポンプ１１３を駆動する。これにより、ブロー管１８を通じて、水源１５０から熱交換部１４の管群部１５へ強制給水することにより、時点ｔ８までの間に炉心崩壊熱を除去できる。
【００３１】
以上、説明したように、一実施形態の加圧水型原子炉１０によれば、蒸気発生器１１の熱交換部１４内の２次冷却材Ｗ２を、バイパス配管１９を通じて主給水管１３にバイパスするブロー管１８から取り出す。従って、加圧水型原子炉１０によれば、ブロー管１８により２次冷却材Ｗ２内に含まれる放射能線量を検査できる。
【００３２】
また、加圧水型原子炉１０によれば、全交流電源喪失時に、主給水ポンプ１１３が駆動することにより、ブロー管１８を通じて、水源１５０から熱交換部１４の管群部１５へ強制給水する。従って、加圧水型原子炉１０によれば、モニタリングに用いるブロー管１８を活用することにより、炉心崩壊熱を強制的に除去できるので、炉心崩壊熱の除去を改善できる。
【００３３】
そして、炉心崩壊熱除去方法によれば、蒸気発生器１１の熱交換部１４内の２次冷却材Ｗ２を、バイパス配管１９を通じて主給水管１３にバイパスするブロー管１８から取り出す。従って、炉心崩壊熱除去方法によれば、ブロー管１８により２次冷却材Ｗ２内に含まれる放射能線量を検査できる。
【００３４】
さらに、炉心崩壊熱除去方法によれば、全交流電源喪失時に、主給水ポンプ１１３が駆動することにより、ブロー管１８を通じて、水源１５０から熱交換部１４の管群部１５へ強制給水する。従って、炉心崩壊熱除去方法によれば、モニタリングに用いるブロー管１８を活用することにより、炉心崩壊熱を強制的に除去できるので、炉心崩壊熱の除去を改善できる。
【００３５】
なお、本発明の加圧水型原子炉は、前述した一実施形態に限定するものでなく、適宜な変形や改良等が可能である。
【００３６】
以上述べたように、本発明の加圧水型原子炉によれば、炉心崩壊熱の除去を改善できる。以上の結果として、原子力発電の分野において緊急時に有効に機能する手段を提供でき、本発明の産業上の利用可能性は大といえる。
【符号の説明】
【００３７】
１０  加圧水型原子炉
１１  蒸気発生器
１２  １次側配管
１３  主給水管
１４  熱交換部
１６  ２次冷却材供給部
１７  主蒸気管
１８  ブロー管
１９  バイパス配管
１０１  原子炉圧力容器
【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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【図７】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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