(57)【要約】【課題】原子力発電所の所内電源の全喪失が発生した場合でも、原子炉圧力容器内を減圧でき、かつ、復旧作業の手間やコストを削減できる原子炉の自動減圧装置を提供する。【解決手段】自動減圧装置１は、原子炉圧力容器２の内部と主蒸気管３を介して連通する排気管４と、排気管４に設けられた自動減圧弁５とを備える。自動減圧弁５は、シート８を閉じるように配置されたディスク９と、ディスク９に一端側が接続されたステム１０と、ステム１０の他端側を規制する可融物１１を収納した可融物収納室１２とを有し、排気管４の温度上昇に伴って可融物１１が液化すれば、ステム１０及びディスク９が移動可能となり、自動減圧弁５の上流側の圧力によってディスク９が移動してシート８を開くように構成される。【選択図】図２
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉圧力容器の内部と直接又は間接的に連通する排気管と、前記排気管に設けられた自動減圧弁とを備えた原子炉の自動減圧装置において、
前記自動減圧弁は、
弁座を閉じるように配置された弁体と、前記弁体に一端側が接続された弁棒と、前記弁棒の他端側を規制する可融物を収納した可融物収納室とを有し、
前記排気管の温度上昇に伴って前記可融物が液化すれば、前記弁棒及び前記弁体が移動可能となり、前記自動減圧弁の上流側の圧力によって前記弁体が移動して前記弁座を開くように構成されたことを特徴とする原子炉の自動減圧装置。
【請求項２】
請求項１記載の原子炉の自動減圧装置において、
前記可融物は、鉛−ビスマス合金であることを特徴とする原子炉の自動減圧装置。
【請求項３】
請求項１記載の原子炉の自動減圧装置において、
前記排気管に設けられた遠隔操作式の開閉弁を備えたことを特徴とする原子炉の自動減圧装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、沸騰水型又は加圧水型の原子炉に係わり、特に、原子炉圧力容器内を減圧する自動減圧装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型又は加圧水型の原子炉は、例えば冷却材喪失事故等の発生時に炉心を冷却するための非常用炉心冷却装置（ＥＣＣＳ：Emergency Core Cooling System）を備えている。沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却装置は、高圧下の圧力容器内に注水可能な高圧炉心注水装置と、低圧下の圧力容器内に注水可能な低圧炉心注水装置と、圧力容器内の減圧を行う自動減圧装置とを有している。自動減圧装置による圧力容器内の減圧は、高圧炉心注水装置の注水を促進するともに、低圧炉心注水装置の作動時期を早める役割を果たしている。一方、加圧水型原子炉の非常用炉心冷却装置は、一般的に、高圧炉心注水装置と低圧炉心注水装置を有しているものの、自動減圧装置を有していない。しかし、自動減圧装置を設ければ、前述したメリットを享受することが可能である。
【０００３】
自動減圧装置は、一般的に、電気的手段によって作動するようになっている。そのため、原子力発電所の所内電源の全喪失が発生すれば、圧力容器内の減圧を行えない。すなわち、高圧炉心注水装置の注水を促進できず、低圧炉心注水装置の作動時期を早めることができない。
【０００４】
そこで、補助用の自動減圧装置（減圧機構）として、例えば、一端側が原子炉圧力容器の内側（詳細には、炉心の上側）に位置し、他端側が原子炉圧力容器の外側に位置する配管と、この配管の一端側に設けられた可溶栓とを備えたものが提唱されている（特許文献１参照）。
【０００５】
可溶栓は、配管端部の開口を覆うプレートと、このプレートを支持するボルト、ナット、及びカラー等を有している。カラーは、可溶金属（詳細には、例えば融点が３００〜７００℃である金属）で作られている。そして、冷却材喪失事故等の発生時に、何らかの理由で高圧炉心注水装置が作動せず、原子炉圧力容器内の蒸気の温度が上昇すれば、カラーが溶融して、プレートが配管端部の開口から離脱する（すなわち、開栓する）。これにより、配管を介して原子炉圧力容器内の蒸気を排出し、原子炉圧力容器内を減圧するようになっている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００６】
【特許文献１】特開平７−５２８６号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００７】
しかしながら、上記従来技術には次のような課題が存在する。すなわち、特許文献１に記載の可溶栓のカラーは、溶融すれば、再利用することができない。そのため、カラーを再設置する復旧作業を行う必要があり、その手間やコストが生じる。
【０００８】
本発明の目的は、原子力発電所の所内電源の全喪失が発生した場合でも、原子炉圧力容器内を減圧でき、かつ、復旧作業の手間やコストを削減できる原子炉の自動減圧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】
上記目的を達成するために、本発明は、原子炉圧力容器の内部と直接又は間接的に連通する排気管と、前記排気管に設けられた自動減圧弁とを備えた原子炉の自動減圧装置において、前記自動減圧弁は、弁座を閉じるように配置された弁体と、前記弁体に一端側が接続された弁棒と、前記弁棒の他端側を規制する可融物を収納した可融物収納室とを有し、前記排気管の温度上昇に伴って前記可融物が液化すれば、前記弁棒及び前記弁体が移動可能となり、前記自動減圧弁の上流側の圧力によって前記弁体が移動して前記弁座を開くように構成される。
【００１０】
このような本発明においては、冷却材喪失事故等の発生時に、何らかの理由で高圧炉心注水装置が作動せず、原子炉圧力容器の温度が上昇すれば、排気管の温度も上昇する。そして、熱伝導によって自動減圧弁の可融物が加熱されて液化すれば、弁棒及び弁体が移動可能な状態となる。そして、自動減圧弁の上流側の圧力によって弁体が移動して弁座を開く。これにより、排気管を介して原子炉圧力容器内の流体を放出し、原子炉圧力容器内を減圧する。したがって、原子力発電所の所内電源の全喪失が発生した場合でも、原子炉圧力容器内を減圧できる。
【００１１】
また、自動減圧弁は、作動後も、再利用することができる。すなわち、自動減圧弁の上流側圧力が低い状態で、排気管の温度が低下すれば、弁体が弁座を閉じるように配置された状態で、可融物が固化する。したがって、部品を再設置する復旧作業を行う必要がなく、その手間やコストを削減することができる。
【発明の効果】
【００１２】
本発明によれば、原子力発電所の所内電源の全喪失が発生した場合でも、原子炉圧力容器内を減圧できる。また、復旧作業の手間やコストを削減できる。
【図面の簡単な説明】
【００１３】
【図１】本発明の一実施形態における原子炉の自動減圧装置の構成を表す概略図である。
【図２】本発明の一実施形態における自動減圧弁の構造を表す断面図である。
【発明を実施するための形態】
【００１４】
以下、本発明の一実施形態を、図面を参照しつつ説明する。
【００１５】
図１は、本実施形態における原子炉の自動減圧装置の構成を表す概略図である。図２は、本実施形態における自動減圧弁の構造を表す断面図である。
【００１６】
本実施形態の原子炉の自動減圧装置１は、原子炉圧力容器２に接続された主蒸気管３から分岐された排気管４と、この排気管４に設けられた自動減圧弁５及び遠隔操作式（詳細には、機械式又は電動式）の開閉弁６とを備えている。なお、通常、自動減圧弁５は閉状態、開閉弁６は開状態である。また、本実施形態では、開閉弁６は、自動減圧弁５の上流側に設けられているが、自動減圧弁５の下流側に設けられてもよい。
【００１７】
自動減圧弁５は、流路を形成するボディ（弁箱）７と、流路中に形成されたシート（弁座）８と、このシート８を閉じるように配置されたディスク（弁体）９と、一端側（図２中下側）がディスク９に接続されたステム（弁棒）１０と、ステム１０の他端側（図２中上側）を規制する可融物１１（本実施形態では、融点が比較的低い金属）を収納した可融物収納室１２とを有している。可融物１１の具体例の一つとして、鉛−ビスマス合金があり、その金属組成によって融点を１２０〜８００℃の範囲内で変更可能である。本実施形態では、可融物１１の融点が６００℃程度に設定されている。
【００１８】
そして、原子炉圧力容器２が常温（例えば２７３℃程度）であって主蒸気管３及び排気管４も常温であれば、自動減圧弁５の可融物１１が固体のままである。そのため、可融物１１がステム１０の移動（すなわち、ディスク９の移動）を規制するので、自動減圧弁５の上流側の蒸気圧にかかわらず、ディスク９がシート８を閉じた状態のままとなる。
【００１９】
一方、例えば冷却材喪失事故等の発生時に、何らかの理由で高圧炉心注水装置が作動せず、原子炉圧力容器２の温度が上昇すれば、主蒸気管３及び排気管４の温度も上昇する。そして、熱伝導によって可融物１１が加熱されて液化すれば、ステム１０及びディスク９が移動可能な状態となる。そして、自動減圧弁５の上流側の蒸気圧によってディスク９が持上げられ、シート８を開く。これにより、排気管４を介して原子炉圧力容器２内の蒸気をサプレッションチェンバ（圧力抑制室）１３に放出し、原子炉圧力容器２内を減圧する。なお、原子炉圧力容器２内の圧力（すなわち、自動減圧弁５の上流側の蒸気圧）が十分に低下すれば、ディスク９がその自重によって落下し、シート８を閉じる（逆止弁機能）。
【００２０】
以上のように本実施形態においては、原子力発電所の所内電源の全喪失が発生した場合でも、原子炉圧力容器２内を減圧できる。また、自動減圧弁５は、特許文献１に記載の可溶栓とは異なり、作動後も、再利用することができる。すなわち、自動減圧弁５の上流側の蒸気圧が低い状態で、排気管４の温度が低下すれば、ディスク９がシート８を閉じるように配置された状態で、可融物１１が固化する。したがって、部品を再設置する復旧作業を行う必要がなく、その手間やコストを削減することができる。
【００２１】
また、本実施形態では、原子炉圧力容器２の温度が高いまま（すなわち、自動減圧弁５が開状態のまま）、原子炉圧力容器２内を再び加圧したい場合は、遠隔操作式の開閉弁６を閉じればよい。これにより、原子炉圧力容器２内の再加圧を行うことができる。
【００２２】
なお、上記一実施形態においては、可融物１１として、融点が比較的低い金属を採用した場合を例にとって説明したが、これに限られず、本発明の趣旨及び技術思想を逸脱しない範囲内で変形が可能である。すなわち、例えばロウ等を採用してもよい。この場合も、上記同様の効果を得ることができる。
【００２３】
また、上記一実施形態においては、沸騰水型原子炉に適用し、原子炉圧力容器２に接続された主蒸気管３から分岐するように排気管４を設けた場合（すなわち、原子炉圧力容器２の内部と間接的に連通するように排気管４を設けた場合）を例にとって説明したが、これに限られず、本発明の趣旨及び技術思想を逸脱しない範囲内で変形が可能である。すなわち、例えば、加圧水型原子炉に適用し、原子炉圧力容器に接続された主冷却材管から分岐するように排気管を設けてもよい。また、例えば、一端側が原子炉圧力容器２の内部に位置し、他端側が原子炉圧力容器２の外部に位置するように排気管を設けてもよい（すなわち、原子炉圧力容器２の内部と直接連通するように排気管を設けてもよい）。これらの場合も、上記同様の効果を得ることができる。
【符号の説明】
【００２４】
１    自動減圧装置
２    原子炉圧力容器
４    排気管
５    自動減圧弁
６    遠隔操作式の開閉弁
９    弁体
１０  弁棒
１１  可融物
１２  可融物収納室
【図１】
2016003901.tif 000003
【図２】
2016003901.tif 000004