(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
加圧水型原子炉の加圧器（２１）用のスプレー装置であって、この加圧器が複数の電気加熱器（２２）が貫通する下部及びスプレー管路（２５）を経て水が供給される少なくとも１つのスプレー管（２４）が貫通する上部を有する圧力容器を含む、上記スプレー装置において、加圧器（２１）の上部に連結された高圧流入口（２６ａ）と、水供給装置に連結された第２の流入口（２６ｂ）と、スプレー管路（２５）に連結された流出口（２６ｃ）と、を有する少なくとも１つの蒸気インジェクター（２６）を含み、蒸気インジェクター（２６）の第２の流入口（２６ｂ）の水供給装置は、蒸気インジェクター（２６）の第２の流入口（２６ｂ）に連結された供給管（２７）からなり、そして原子炉の一次冷却装置の低温レッグを経て水が供給される、ことを特徴とするスプレー装置。
【請求項２】
スプレー管路（２５）には三方弁（３１）が設けられ、該弁（３１）の第１流路は、スプレー管路（２５）を介して蒸気インジェクター（26)の流出口（２６ｃ）に連結され、弁（３１）の第２流路は、加圧器（２１）の上部を貫通するスプレー管（２４）に連結され、弁３１の第３流路は、枝管（３２）を介して原子炉の一次冷却装置の高温レッグに連結されている、請求項１に記載のスプレー装置。
【請求項３】
スプレー管路（２５）には、インジェクターの流出口（２６ｃ）とスプレー管（２４）との間に逆止弁（２９）が設けられ、スプレー管路（２５）は、インジェクター（２６）の流出口（２６ｃ）と逆止弁（２９）との間の枝管（３３）を経て、スプレー装置（２０）の始動装置（３６）のタンク（３５）に締切り弁（３４）を介して連結されている、請求項１に記載のスプレー装置。
【請求項４】
タンク（３５）は、その上部がベント管路（３７）を介して、又その下部がドレイン管路（３９）を介して、液体排出及びガス充填用タンクに連結されている請求項３に記載のスプレー装置。
【請求項５】
液体排出及びガス充填用タンクは原子炉の加圧器リリーフタンクからなる、請求項４に記載のスプレー装置。
【請求項６】
ベント管（３７）には第１締切り弁（３８）が設けられ、ドレイン管（３９）には、始動装置（３６）のタンク（３５）と液体排出及びガス充填用タンクとの間に、第２締切り弁（４０）が設けられている、請求項４に記載のスプレー装置。
【請求項７】
スプレー装置（２０）のスプレー管路（２５）が枝管路（４１）及び少なくとも１つの逆止弁（４３、４３’）を介して補助水供給装置（４２、４４）に連結されている、請求項１に記載のスプレー管路。
【請求項８】
補助水供給装置（４２、４４）は原子炉化学及び体積制御装置（４４）及びこの装置（４４）の少なくとも１つの装填ポンプ（４２）からなる、請求項７に記載のスプレー管路。
【請求項９】
重複をなす２つの装置（２０、２０’）を有し、その各々が加圧器（２１）の上部のスプレー管（２４）と、スプレー管（２４）用の供給管路（２５）と、スプレー管路（２５）に連結された流出口（２６ｃ）を有する蒸気インジェクター（２６）と、からなる、請求項１乃至８のいずれか１項に記載のスプレー装置。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する分野】
本発明は加圧水型原子炉の加圧器用のスプレー装置に関する。
【０００２】
【従来の技術及び発明が解決しようとする課題】
加圧水型原子炉は一般的には、原子炉炉心を配置した容器を有し、炉心は核燃料集合体からなり、核燃料集合体は、原子炉の運転中、加圧水からなる一次冷却材を核燃料集合体と接触して循環させることによって冷却れさる。
原子炉の加圧冷却水は原子炉容器の内部容積と連通している幾つかのループを有する一次冷却装置と呼ばれる装置の中を循環し、これらのループの各々には蒸気発生器が設けられている。
原子炉の一次冷却装置の冷却水の圧力を調整するために、加圧器と呼ばれる装置が一次冷却装置のループの１つの高温レッグに、即ち原子炉炉心の燃料集合体との接触によって加熱された冷却水を蒸気発生器に運ぶ管に連結される。
【０００３】
加圧器は、軸線を垂直にさせた実質的に円筒形のシェルを有し、該シェルは、その下部を貫通する加圧管を経て高温レッグに連結されている。加圧器は水を収容し、水の上には、加圧器の下部に収容された水と温度及び圧力平衡をなして蒸気が位置する。加圧器の下部を貫通する電気加熱器は加圧器の下部に収容された水の中に突っ込まれた加熱要素を有する。加熱器は加圧器の下部の水の温度を上昇させて加圧器に収容された水と蒸気との間の平衡圧力が一次冷却装置内の維持したい圧力と等しくなるようする。この圧力は一次冷却装置の平均温度（３１５℃）で水と蒸気の平衡圧力よりも大きいから、一次冷却装置内の水は沸騰の危険を防止するのに十分な不飽和状態にある。一般的に、一次冷却装置内の圧力は１５５バールに近い値に維持される。
【０００４】
又、安全性の理由のために、一次冷却装置内の圧力が一定レベルを超えるのを防止することが必要である。
原子炉の一次冷却装置と加圧管を介して連通させた加圧器内の圧力を要求通りに制限するために、加圧器の上部を貫通して蒸気の中へ入り込み、一端にスプレーノズルを有する少なくとも１つのスプレー管を含むスプレー装置が使用される。スプレー管には、一次冷却装置の少なくとも１つの低温レッグに、即ち蒸気発生器の流出口から回収された冷却水を原子炉容器に戻す管に連結されたスプレー管路を経て加圧水が供給される。スプレー管路は、冷却水を一次冷却装置のループの中を循環させる一次冷却材ポンプの下流で、一次冷却装置の一方のループの低温レッグに連結された１つ又はそれ以上のレッグを含む。一次冷却材ポンプのポンプ過圧（１０バール）は水を低温レッグから加圧器の蒸気で満たされた上部に注入することを可能にする。スプレーノズルを経て加圧器の上部に注入された水は蒸発し、その結果、加圧器へ運ばれた注入水の蒸気の熱は加圧器の温度、従って加圧器内の水と蒸気との間の平衡圧力を下げることを可能にする。
【０００５】
スプレー管路を経て供給され、スプレー管路に送出された水の量はスプレー管路に設けられた１つ又はそれ以上の弁によって調整される。
原子炉が正常に運転しているときには、電動機で駆動される一次冷却材ポンプによってスプレー流が提供される。
電力損失により一次冷却材ポンプを停止させてしまう異常状況の場合に、加圧器のスプレー管路には原子炉の化学及び体積制御装置（ＲＣＶ装置）から運ばれた水が供給され、非常用ディーゼル発電機によって供給される、ＲＣＶ装置の装填ポンプを使ってスプレー管路に水を注入する。ＲＣＶ装置と加圧器のスプレー管路とを接合する補助スプレー管路が設けられ、装填ポンプは、電気系統が一次冷却材ポンプ用の電力をもはや提供することができない場合に運転される。このような装置は一次冷却材ポンプ用の電力損失の場合に作動することを可能にする。
【０００６】
加えて、ＲＣＶ装置に連結された管路の使用及びこの装置の装填ポンプの使用は、一次冷却装置内の水の温度より下の温度の水を加圧器の上部に流入させる。事実、ＲＣＶ装置内の水は約２０℃の温度であり、従って、加圧器のスプレー管路に大きな熱移動が起こる。これは、スプレー管路が約３００℃の温度である加圧器を貫通するためである。これらの特に大きな熱移動はスプレー装置の配管に亀裂を引き起こし易い。
従って、本発明の目的は、加圧水型原子炉の加圧器用のスプレー装置を提供することにあり、この加圧器は複数の電気加熱器が貫通する下部及びスプレー管路を経て水が供給される少なくとも１つのスプレー管が貫通する上部を有する圧力容器を有し、この装置は電気の供給がない場合に作動することができ、且つスプレー装置の配管に対する大きな熱衝撃を防止することを可能にする。  この目的のために、本発明による装置は、加圧器の上部に連結された高圧流入口と、水供給装置に連結された第２の流入口と、スプレー管路に連結された流出口とを有する少なくとも１つの蒸気インジェクターを備える。
【０００７】
本発明を明瞭に理解させるために、本発明によるスプレー装置の１つの実施形態の例示として又先行技術によるスプレー装置の比較例として、添付図面を参照して説明する。
【０００８】
【発明の実施の形態】
図１は、加圧水が循環して核燃料集合体からなる炉心を冷却する、加圧水型原子炉の容器１を横断面で示す。
原子炉の炉心で加熱された冷却水は、給水を加熱して蒸発させる蒸気発生器で冷却される。原子炉の蒸気発生器の各々は原子炉の炉心と接触して加熱された水を蒸気発生器に給水する高温レッグと、蒸気発生器で冷却された水を原子炉容器に戻す低温レッグとを含む、一次冷却装置のループに設けられている。
図１は４つのループを含む、原子炉の一次冷却装置を図式的に示し、ループの各々には蒸気発生器２ａ、２ｂ、２ｃ又は２ｄが設けられている。一次冷却装置の４つのループは等しいから、蒸気発生器２ａを含むループだけを以下に説明する。
【０００９】
蒸気発生器のループは一端が原子炉容器の内部容積と連通し、原子炉の炉心を立ち去る冷却水の進路に位置した帯域に現れる高温レッグ３ａと、冷却水が進入する炉心の流入部の近くに位置した帯域で、原子炉容器１の内部容積に連結された低温レッグ４ａとを含む。
低温レッグ４ａには、加圧一次冷却材を一次冷却装置のループに循環させる一次冷却材ポンプ５ａが設けられている。
その上、原子炉の一次冷却装置は閉鎖された円筒形シェルとドーム形ヘッドとを有し、軸線を垂直にして配列させた加圧器６を含む。加圧器６は加圧管７を経て一次冷却装置の一方のループの高温レッグ３ａに連結される。
電熱器８が加圧器６のシェルの底ヘッドを貫通して加圧器６の下部を満たす水９の中に突っ込まれている。加圧器６の中の水９の上方水位より上に位置する蒸気１１は、加圧器の温度を調整することによって加圧器の中の水９の圧力を調整することが出来るように、水と温度及び圧力平衡状態にある。
【００１０】
加圧器の中の水は電熱器８で加熱され、加圧器は参照番号１０で全体的に指示したスプレー装置で冷却される。スプレー装置は加圧器６の蒸気１１で満たされた上部においてスプレーノズル１２ａで終わっているスプレー管１２を含む。スプレー装置１０は又、一次冷却材ポンプ５ａ、５ｄの下流で、一次冷却装置の第１ループの低温レッグ４ａに連結され、又一次冷却装置の第２ループの低温レッグ４ｄに連結された２つの管１３ａ、１３ｄからなるスプレー管路を含む。スプレー管路の管１３ａ、１３ｄは低温レッグ４ａ、４ｄと反対側の端が共通の部分を介して、加圧器６を貫通するスプレー管１２に連結される。スプレー装置１０の給水管路の管１３ａ、１３ｄの各々には、スプレー管１２の中の給水流量を制御するように、制御弁１４ａ、１４ｄが設けられている。スプレー管路の共通部分は、逆止弁１６を設けた管１５を介してＲＣＶ装置１８の装填ポンプ１７に連結されている。
【００１１】
一次冷却材ポンプ５ａ、５ｂに対する供給が中断することによって伴合われる異常状況では、スプレー装置１０の給水管路はもはや低温レッグ４ａ、４ｄから一次冷却材を受けない。
しかしながら、スプレー機能は周囲温度の水を弁１６を通してスプレー管路へ注入するＲＣＶ装置１８の、１７のような装填ポンプによって提供され続けることができる。スプレー管路に導入される、室温、例えば２０℃の水は大きな低温衝撃を生じやすく、又スプレー管路の配管に亀裂を引き起こしやすい。  その上、スイッチを入れなければならないディーゼル発電機からの電流を装填ポンプ１７に供給することが必要である。従って、スプレー装置と依然として外部電力源に頼らなければならない。
【００１２】
図２は参照番号２０で全体的に指示した本発明によるスプレー装置を示し、このスプレー装置は水を加圧水型原子炉の加圧器２１へ噴霧することによって冷却機能を行う。加圧器２１はドームヘッドで閉鎖され、軸線を垂直させたほぼ円筒形のシェルを有する。
加圧器２１のシェルの底ヘッドは加熱器２２で貫通され、且つ原子炉の一次冷却装置の高温レッグに連結された加圧管２３によって貫通され、原子炉の圧力は加圧器２１によって調整される。
加圧器２１のスプレー装置は図２の左側と右側にそれぞれ示す２つの等しいスプレー装置を含む。図２の左側に設けられたスプレー装置を参照番号２０で全体的に指示し、図２の右側に設けられたスプレー装置を参照番号２０' で全体的に指示した。
【００１３】
スプレー装置２０' は等しいから、図の左に示すスプレー装置だけを説明する。
スプレー装置２０、２０' は重複をなし、スプレー機能を一方の装置だけで提供することが可能である。スプレー装置２０は加圧器２１のシェルの上部を貫通するスプレー管２４を有し、スプレー管２４は加圧器のシェルの内側に、スプレーノズル２４ａを有する。スプレー管２４には、本発明によれば、蒸気インジェクターを含むスプレー管路２５を経て水が供給される。
普通に形成された構造の蒸気インジェクター２６は流入部を有するインジェクター導管と、スロートと、末広り流出部とを含み、インジェクターの流入部は高圧蒸気流入口及び液体流入口を有する。蒸気によって吸引され、そして蒸気によって同伴された蒸気と液体は互に混合され、インジェクター導管の中を流れてその流出口へ流入する。
【００１４】
インジェクター２６は蒸気供給管２８を経て加圧器２１の圧力容器の上部に連結された高圧蒸気流入口２６ａと、水供給管２７を経て原子炉の一次冷却装置の低温レッグに連結された水流入口２６ｂと、スプレー管２４に供給するスプレー管路２５に連結された、蒸気−水混合物用の流出口２６ｃとを有する。スプレー管路２５は、順次、逆止弁２９、締切り弁３０及び三方制御弁３１を有し、その流入路はスプレー管路２５に連結され、第１流出路はスプレー管２４に連結され、第２の流出路は原子炉の一次冷却装置の高温レッグに連結されている。
スプレー管路２５の管は、蒸気インジェクター２６の流体流出口２６ｃと逆止弁２９との間で、締切り弁３４を設けた枝管３３を介してタンク３５に連結され、タンク３５は加圧器２１の容量よりも著しく小さい容量を有し、この容量はおそらく、約数立方メートルのものである。ほぼ円筒形状を有するタンク３５のシェルはその端がドーム形ヘッドで閉鎖されている。締切り弁３８を設けたベント管３７がタンク３５の上部を貫通する。締切り弁４０を設けたドレイン管３９がタンク３５の下部を貫通する。
【００１５】
ベント管３７及びドレイン管３９は図２に図示されてない加圧器リリーフタンク（ＰＲＴ）に連結されている。
タンク３５、ベント管３７及びドレイン管３９の組合せは、全体的に参照番号３６で指示した、スプレー装置の始動装置を構成する。
原子炉が運転中であるときには、加圧器２１は、加熱器２２が貫通した底部に水を収容し、２４のようなスプレー管が貫通した上部に蒸気を収容し、これらのスプレー管は加圧器の上方ドームの下に配列されたスプレーノズル２４ａで終っている。
加圧器の内側の水と蒸気は、加圧器２２及び２４、２４ａのようなスプレー管２４、２４ａを使用して３４５℃近くに維持される温度である。加圧器内の蒸気と水との間の平衡圧力は一次冷却装置内の平均圧力、１５５バールに相当する。
【００１６】
加圧器２１の上部から蒸気インジェクター２６の蒸気供給管２８を経て運ばれた加圧蒸気はインジェクター２６の高圧流入口２６ａに供給される。インジェクター２６の導管の中を流れる加圧蒸気は導管の第１部分では速度が増大し、圧力が減少し、その結果、約１５５バールの圧力及び２９３℃の温度の、一次冷却装置の低温レッグからの水がインジェクターによってその第２流入口２６ｂで吸引される。水と蒸気はインジェクター導管の中で、特に、スロートのところで混合し、次いで、水−蒸気混合物はインジェクター導管の末広り部を中を流れる。混合物の流量は導管の末広り部内で減少し、圧力は増大する。
スプレー装置２０の供給管路２５の流入口と連結しているインジェクター流出口２６ｃでは、混合物の圧力は、加圧器２１の上部から取り出された蒸気の圧力よりも大きく、又一次冷却装置の低温レッグから取り出された水の圧力よりも大きい。スプレー管路２５を経てスプレー管２４に運ばれた水−蒸気混合物の圧力は加圧器内の圧力よりも実質的に大きく、従って、上記混合物をノズル２４ａを経て加圧器の中へ注入することができる。スプレー管路２４を経て注入された混合物中の水は加圧器２１内で蒸発し、その結果、蒸気の熱が加圧器を或る程度まで冷却する。水−蒸気混合物の量、従ってスプレー管路２４、２４ａを経て加圧器に導入される水の量は三方弁３１によって制御することができる。インジェクターを出る流体混合物の大部分又は、そのすべてをも管３２を経て原子炉の一次冷却装置の高温レッグに流出させることができる。従ってスプレー管に送出される流れを容易に制御することができるが、インジェクター２６は三方弁を単に操作するだけで同じ条件下で依然として作動する。インジェクターによって一次冷却装置の低温レッグから取り出された加圧水は約２９３℃の温度であって、不飽和状態であり、その温度は、加圧器内の温度に相当する、一次冷却材圧力で液体−蒸気平衡圧力よりも実質的に低い。
【００１７】
１５５バールの平均圧力を受ける一次冷却装置全体は不飽和状態の水を収容し、不飽和は、水の温度が約２９３℃である低温レッグでは、温度が約３２８℃である高温レッグにおけるよりも大きい。
上述のように、蒸気インジェクターは実質的に一定な流出量で作動し、インジェクターを出た流出量全体が三方弁３１を介してスプレー管に差し向けられたとき、スプレー装置が最大効率で作動することが可能である。これに対して、流失量が三方弁を介して一次冷却装置の高温レッグに一部又は完全に差し向けられたとき、スプレー装置は最小効率でそして、おそらく、ゼロスプレー流出量で作動する。
蒸気インジェクターの駆動流体として使用される蒸気は飽和蒸気であり、即ち液体−蒸気平衡カーブに相当する圧力及び温度条件下の蒸気である。この温度及び蒸気は加圧器内の温度及び圧力、即ち夫々、ほぼ３４５℃及び１５５バールに相当する。飽和蒸気がインジェクターの駆動流体として使用され、かつ低温レッグから来る一次冷却材と混合されるので、過熱蒸気が使用された場合よりも、一次冷却材の大きな不飽和が維持される。しかしながら、スプレー管路の中を流れる一次冷却材のこの不飽和は、一次冷却材ポンプが水を低温レッグからスプレー管路に注入するのに使用されている先行技術による装置の場合におけるよりも小さい。この不飽和損失は、先行技術による装置の場合に使用される流出量に比較して、スプレーの公称流出量の僅かな増大によって補償されなければならない。
【００１８】
各々、蒸気インジェクター及び三方制御弁を有する２つの等しいスプレー装置が使用される事実のために、重複効果によってスプレー装置の操作安全性を改善することが可能である。
その上、２つのスプレー装置の各々は、流体をスプレー管路に注入するのに外部原動力を使用することなく作動する。
本発明による装置は、一次冷却材ポンプによってスプレー回路に供給することで完全に分与することを可能にし、かつスプレー機能を大きな安全性で達成することを可能にする。
しかしながら、先行技術の場合におけるように、例えば、原子炉の始動段階及び停止段階中（及びおそらく、事故後の停止段階中）使用することができる原子炉化学及び体積制御装置（ＲＣＶ）から補助スプレー流出量を提供することが可能であり、加圧器内の残留蒸気を凝縮させることが可能であり、かつ加圧器が単一相状態へ通るのを確保することが可能である。これをするために、一方では、２つのスプレー装置２０、２０’の２４のようなスプレー管に連結され、他方では他端が４３、４３’のような逆止弁を介してＲＣＶ装置４４のポンプ４２に連結された追加の管路４１が設けられている。
【００１９】
原子炉の始動段階及び停止段階中、加圧器の温度が一次冷却装置の作動温度よりも実質的低く、この温度がほぼ１８０℃に殆ど等しいこを指摘すべきである。従って、周囲温度、例えば２０℃の水を加圧器のスプレー管路に導入することによる熱衝撃が、一次冷却材ポンプが故障した異常状況において水を加圧器のスプレー管の中へ注入するために、ＲＣＶ装置が補助方法で使用れさる場合におけるよりも大変小さい。
図２に示す、本発明によるスプレー装置２０、２０' の各々は３６のような始動装置を有し、これは、原子炉の一次冷却装置が加圧され且つ高温であるとき、インジェクターに注入してこれを始動することを可能にする。始動装置３６の各々のタンク３５は加圧器のリリーフタンクからの低圧窒素の雰囲気で満たされている。ドレイン管３９の弁４０及びベント管３７の弁３８は閉じられている。
【００２０】
一次冷却装置及び加圧器は高温にされ、締切り弁３４は開いており、蒸気の流れが加圧器の上部から管２８を経てインジェクターに送出れれる。水が低温レッグから引き込まれ、その結果、水ー蒸気混合物がインジェクター２６を経てスプレー管路２５の流入口に送出される。しかしながら、水ー蒸気混合物の圧力は、加圧器によって及ぼされる背圧によって閉じられた弁２９を開く程高くはない。始動装置３６のタンク３５を満たすことにより、インジェクターの下流の圧力が加圧器２１内の圧力を超えるまでこの圧力は増大する。インジェクターを出た混合物はスプレー管路２５に送出され、それによって加圧器を貫通するスプレー管２４に送出される。次いで、流体を始動装置のタンク３５に流入させるための弁３４は閉じられ、タンク３５は弁３８、４０を開くことによって加圧器リリーフタンクへ流体を排出する。次いで、加圧器のスプレー装置は注入されて始動され、始動装置はもう一度新たな始動順序のための待機状況にある。
【００２１】
従って、本発明によるスプレー装置はいかなる外部起動力を使用することなく作動することができる。
その上、スプレー装置は使用中故障し易い又は損傷され易い回転的可動部品又は機械的要素を全く含まない。従って、本発明によるスプレー装置の作動は大変信頼できる。その上、インジェクターのような高い作動信頼性を有する構成部品だけを有する余分のスプレー装置の使用は、原子炉の始動段階又は停止段階中を除いて、原子炉化学及び体積制御装置のような装置から補助スプレー液体源の使用を回避する。上記のように、これらの始動段階又は停止段階では、一次冷却装置の温度は原子炉の正常運転中装置の温度よりも大変低く、かくして、スプレー装置の配管の大きな熱衝撃が回避される。
【００２２】
本発明は上で説明した実施形態に限定されない。
かくして、スプレー装置及び蒸気インジェクターの種々の部品を上で説明した部品以外の形態で製造してもよい。
一次冷却装置の低温レッグ以外の手段、例えば高温高圧水を収容するタンクによてインジェクターに水を供給してもよい。
又スプレー管路を加圧するためのタンク以外の始動装置を使用することも可能である。
本発明は又、一次冷却装置を形成するループのどんな数でも、どんな加圧水型原子炉にも適用する。
【図面の簡単な説明】
【図１】先行技術によるスプレー装置を含む加圧水型原子炉の一次冷却装置の図式図である。
【図２】本発明によるスプレー装置の図式図である。
【符号の説明】
２０  スプレー装置
２１  加圧器
２２  電気加熱器
２４  スプレー管
２５  スプレー管路
２６  蒸気インジェクター
２６ａ  流入口
２６ｂ  流入口
２６ｃ  流出口
２７  供給管
２９  逆止弁
３１  三方弁
３５  タンク
３６  始動装置
３７  ベント管路
３８  締切り弁
３９  ドレイン管路
４０  締切り弁
４２  装填ポンプ
４４  原子炉化学及び体積制御装置
【図１】
0003947257.tif 000002
【図２】
0003947257.tif 000003