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発明の名称 軽水炉の非常用炉心冷却水注入装置
発行国 日本国特許庁(JP)
公報種別 公開特許公報(A)
公開番号 特開平6−130173
公開日 平成6年(1994)5月13日
出願番号 特願平4−283314
出願日 平成4年(1992)10月21日
代理人 【弁理士】
【氏名又は名称】志賀 正武 (外2名)
発明者 小田 順朗
要約 目的
一次冷却水の水位が低下した際の受動的作動によって、冷却水を注入して炉心を冠水状態にして安全性を確保する。

構成
給水タンク11と原子炉圧力容器1とを接続する給水用配管12に介在させられる制御弁13Aと、その開閉作動を行なう弁作動手段14とを具備し、弁作動手段14が、原子炉圧力容器1における液相部分及び気相部分に接続状態の昇降タンクと、昇降タンクを昇降可能に支持する荷重支持手段と、昇降タンクの上方移動時に制御弁13Aを開放作動させる弁駆動部とから構成される。
特許請求の範囲
【請求項1】 給水タンクに貯留されている非常用冷却水を重力により原子炉圧力容器内に流下させる非常用炉心冷却水注入装置であって、給水タンクと原子炉圧力容器とを接続する給水用配管に介在状態に配され管路の開閉をする制御弁と、該制御弁に接続されその開閉作動を行なう弁作動手段とを具備し、該弁作動手段が、原子炉圧力容器における液相部分及び気相部分に接続状態の昇降タンクと、該昇降タンクを昇降可能に支持し荷重減少時に昇降タンクを上方移動させる荷重支持手段と、昇降タンクと制御弁との間に介在状態に配され昇降タンクの上方移動時に制御弁を開放作動させる弁駆動部とから構成されることを特徴とする軽水炉の非常用炉心冷却水注入装置。
【請求項2】 弁作動手段における荷重支持手段に、昇降タンクの重量を受ける弾発部材が配されることを特徴とする請求項1記載の軽水炉の非常用炉心冷却水注入装置。
【請求項3】 弁作動手段における弁駆動部に、制御弁を開放方向に駆動するリンク機構が配されることを特徴とする請求項1または2記載の軽水炉の非常用炉心冷却水注入装置。
【請求項4】 リンク機構と制御弁との結合部分に、開放方向への移動を遅らせる係合状態の長穴及びピンが配されることを特徴とする請求項3記載の軽水炉の非常用炉心冷却水注入装置。
発明の詳細な説明
【0001】
【産業上の利用分野】本発明は、軽水炉の非常用炉心冷却水注入装置に係り、特に、一次冷却水の水位が低下した際に、受動的に作動して冷却水を原子炉内に注入して安全性を確保する技術に関するものである。
【0002】
【従来の技術】非常用炉心冷却系設備は、一次冷却水喪失事故が発生した時に、一次冷却水を原子炉圧力容器内に注入して炉心の冠水状態を保持するものであり、■蓄圧注入系、■高圧注入系、■低圧注入系、■自動減圧系等がある。
【0003】これらの設備では、原子炉圧力容器内の水位の異常低下を水位計測装置により検出して電気信号を出力させ、この電気信号により電気または空気圧等の動力を供給して弁を開放作動させて、非常用冷却水タンクから冷却水(またはほう酸水)を原子炉圧力容器内に注入するようにしている。したがって、非常時には、信号伝送のための装置や動力によって作動する装置と、非常用炉心冷却系を確実に作動させるために信頼性の高い動力源とを確保することが必要である。
【0004】近年、原子炉システムの簡素化をねらいとして、受動的安全システムを大幅に取り入れた新しい思想に基づく原子炉の開発が要望されている。これらの原子炉に用いられる受動的安全システムは、外部からのエネルギあるいは信号、操作なしに、それ自体の有するメカニズムによって安全機能の達成を確保しようとしている。
【0005】受動的安全システムに関連する技術として、特開昭62−108192号公報「軽水冷却型原子炉」が提案されている。その技術の概略を説明すると、原子炉圧力容器の上方位置に、非常用給水系の給水タンクを連設しておくとともに、非常用給水系の途中にポンプの吐出圧力低下時に管路を開放する制御弁を配設して、炉心を冠水状態にしている一次冷却水またはほう酸水の一部をポンプで吸引し続けるようになし、ポンプの吐出圧力を直接制御弁に伝送して非常用給水系の管路を閉じておき、原子炉圧力容器の水位低下により気体の吸引現象が生じてポンプの吐出圧力が低下した場合に、制御弁が受動的に管路を開放することによって、冷却水やほう酸水の供給を自動的に開始して炉心の冠水状態を維持するようにしたものである。
【0006】そして、この技術によれば、原子炉水位の低下事故あるいはポンプ停止時に、受動的に給水系が作動して給水がなされることによって、炉心の冠水状態を保持することができるようになる。
【0007】
【発明が解決しようとする課題】しかし、ポンプを作動させるためには、原子炉運転中における電動モータ等の駆動源の停電事故の発生を防止する必要があり、また、連続的に回転し続ける部分にあっては、安全性を確保するためにそのメンテナンスを考慮しなければならない等の解決すべき課題が残されている。
【0008】本発明は、かかる事情に鑑みてなされたもので、冷却水供給系を遮断している部分を、自然力のみによって受動的に開放して給水を行なうことにより、原子炉の安全性を確保することを目的としている。
【0009】
【課題を解決するための手段】上記課題を解決するための複数の手段を提案している。第1の手段は、給水タンクに貯留されている非常用冷却水を重力により原子炉圧力容器内に流下させる軽水炉の非常用炉心冷却水注入装置であって、給水タンクと原子炉圧力容器とを接続する給水用配管に介在状態に配され管路の開閉をする制御弁と、該制御弁に接続されその開閉作動を行なう弁作動手段とを具備し、該弁作動手段が、原子炉圧力容器における液相部分及び気相部分に接続状態の昇降タンクと、該昇降タンクを昇降可能に支持し荷重減少時に昇降タンクを上方移動させる荷重支持手段と、昇降タンクと制御弁との間に介在状態に配され昇降タンクの上方移動時に制御弁を開放作動させる弁駆動部とから構成されるものとしている。第2の手段は、第1の手段に、弁作動手段における荷重支持手段に、昇降タンクの重量を受ける弾発部材が配される構成を付加した軽水炉の非常用炉心冷却水注入装置としている。第3の手段は、第1または第2の手段に、弁作動手段における弁駆動部に、制御弁を開放方向に駆動するリンク機構が配される構成を付加した軽水炉の非常用炉心冷却水注入装置としている。第4の手段は、第3の手段に、リンク機構と制御弁との結合部分に、開放方向への移動を遅らせる係合状態の長穴及びピンが配される構成を付加した軽水炉の非常用炉心冷却水注入装置としている。
【0010】
【作用】第1の手段にあって、原子炉圧力容器内の水位が通常の状態である場合には、昇降タンクの内部水位が同レベルとなって、昇降タンクの水量の多い状態が維持され、その重量によって昇降タンクが下がった状態を継続し、制御弁により非常用給水系の管路の閉塞が行なわれる。原子炉圧力容器内の水位が低下した場合には、昇降タンクの内部水位が同レベルまで下がることによって重量が減少して昇降タンクが上昇し、弁駆動部により制御弁の開放が行なわれて、給水タンクと原子炉圧力容器の内部とが連通した状態となり、重力により給水タンクから原子炉圧力容器内に非常用冷却水の供給がなされて、炉心の冠水状態の保持が行なわれる。第2の手段にあっては、第1の手段による作用に付加して、弾発部材の弾発力による上方への駆動力が昇降タンクの重量を上回ると、昇降タンクが上昇し始めて、制御弁の開放が行なわれる。第3の手段にあっては、第1の手段及び第2の手段による作用に付加して、弁作動手段から制御弁への駆動力の伝達が、リンク機構を介して行なわれる。第4の手段にあっては、第3の手段による作用に付加して、リンク機構が移動を開始した場合に、長穴及びピンの結合部分で力の伝達が遅れ、原子炉圧力容器の水位が管理限界を超えると、原子炉圧力容器への給水が行なわれる。
【0011】
【実施例】以下、本発明に係る軽水炉の非常用炉心冷却水注入装置の一実施例について、図1ないし図3に基づいて説明する。各図において、符号1は原子炉圧力容器、2は炉心、3は一次系配管、4A,4Bは隔離弁、5は原子炉格納容器、5aは原子炉ペデスタル、5bは隔離床板、5cは外側隔壁、5dはサプレッションチェンバ、5eは上部ドライウエル、5fは下部ドライウエル、5gは環状プレナム部、5hは連通口、5iは放圧口、6は蒸気逃し管、6aはスパージャ、11は給水タンク、12は給水用配管、13A,13Bは制御弁、14は弁作動手段、15は昇降タンク、16A,16Bは連通配管(サイホン管)、17は荷重支持手段、18は弁駆動部、Aは液相部分、Bは気相部分、Pはプール水である。
【0012】該一実施例における非常用炉心冷却水注入装置にあっては、非常用冷却水を重力によって原子炉圧力容器1の中に注水して、炉心2の冠水状態を維持するものに適用している。
【0013】そして、非常用炉心冷却水注入装置は、図1に示すように、原子炉格納容器5の外方でかつ上方位置(高所)に配される給水タンク11と、該給水タンク11と原子炉圧力容器1との間に接続状態に配されかつ原子炉格納容器5の側壁を貫通して布設される給水用配管12と、該給水用配管12及び蒸気逃し管6の途中に介在状態に配され管路の開閉を行なうための制御弁13A,13Bと、該制御弁13A,13Bに接続されそのその開閉作動を行なうための弁作動手段14とを具備している。
【0014】前記弁作動手段14は、図2に示すように、原子炉圧力容器1の内部に形成される通常運転液位H及び下限液位Lの高さ寸法Tに対応して例えばこれよりも大きな上下寸法を有する昇降タンク15と、該昇降タンク15及び原子炉圧力容器1の内部間を上下の2箇所で接続するための連通配管(サイホン管)16A,16Bと、昇降タンク15を昇降可能な状態に支持し昇降タンク15の荷重減少時に昇降タンク15を上方移動させる荷重支持手段17と、昇降タンク15と制御弁13A,13Bとの間に接続状態に配されて昇降タンク15の上方移動時に制御弁13A,13Bを開放作動させるための弁駆動部18とから構成される。
【0015】さらに詳しく説明すると、昇降タンク15及び連通配管16A,16Bは、原子炉圧力容器1の内部圧力が印加されるために、十分な耐圧性を有するものとすることが必要であるが、連通配管16A,16Bにあっては、昇降タンク15の上下移動を妨げない程度の変形性(撓み性)が付与される。そして、下方位置の連通配管16Aは、原子炉圧力容器1の内部側の開口位置が、液相部分Aの下限液位Lよりも下方となるように設定され、上方位置の連通配管16Bは、その開口位置が、通常運転液位Hの近傍または気相部分Bとなるように設定される。また、下方位置の連通配管16Aは、昇降タンク15の内底部近傍に開口位置が設定され、上方位置の連通配管16Bは、昇降タンク15の内部上方に開口位置が設定される。
【0016】前記荷重支持手段17は、図2に示すように、昇降タンク15と支持構造物17aとの間に配され昇降タンク15の重量を受けて荷重減少時に上方に移動させるための弾発部材17bと、昇降タンク15の回りに配され上下移動を許容するとともに水平方向の移動を拘束して耐震性を付与するための昇降ガイド17cとを有している。
【0017】前記弁駆動部18は、図2及び図3に示すように、昇降タンク15と制御弁13A,13Bの弁棒13dとの間に接続状態に配されるリンク機構18aと、該リンク機構18aと弁棒13dとの結合部分に配される係合状態の長穴18b及びピン18cとを有して、昇降タンク15が下方に位置している場合に、弁棒13dの上下方向の自由な移動を許容し、昇降タンク15が上方に移動した場合に、図3の鎖線で示すように、リンク機構18a及びピン18cが弁棒13dを引き上げて制御弁13A,13Bを開放状態とするように設定される。
【0018】なお、制御弁13A,13Bは、図3に示すように、弁箱13aの内部に弁座13b及び弁体13cが配され、押えばね13eの弾発力によって弁棒13dを押して弁座13bの閉塞状態を保持し、かつ、シール部13fによって外部から弁室13gを隔離する構造等とされる。そして、押えばね13eの弾発力は、原子炉圧力容器1の通常の内部圧力印加時に、弁座13bの閉塞状態を維持し得るものが適用される。また、蒸気逃し管6に配される制御弁13Bにあっては、原子炉圧力容器1の内部圧力が上限値を超えた際に管路を開放するものとされる。
【0019】このような非常用炉心冷却水注入装置にあっては、原子炉圧力容器1における液相部分A及び気相部分Bに、連通配管16A,16Bを介して昇降タンク15が接続されるために、昇降タンク15の中に、液相部分Aの液位と同じ高さの液位が形成される。
【0020】したがって、原子炉の通常運転時にあっては、原子炉圧力容器1の液相部分Aが図2の通常運転液位Hとなって、昇降タンク15の中に一次冷却水がほぼ充満状態に送り込まれ、昇降タンク15の重量によって荷重支持手段17の弾発部材17bが弾性変形した状態となり、弁駆動部18のリンク機構18aが図3の実線で示すように、下がった位置を維持する。この場合には、長穴18bの存在によって弁棒13dとリンク機構18aとの間で力の伝達が行なわれない。
【0021】一方、一次系配管3の一部に、図1に示す破断箇所X,Yが生じ、ここからの漏洩に基づいて一次冷却水が失われて原子炉圧力容器1の液位が低下すると、これに連動して昇降タンク15における液相部分15aが低下して、昇降タンク15の全体重量が減少するため、弾発部材17bの弾発力によって昇降タンク15が平衡する位置まで若干上昇して停止する。昇降タンク15の上方移動量が弁駆動部18の長穴18bの範囲内である場合には、制御弁13A,13Bの弁棒13dの上方移動が行なわれず、したがって制御弁13A,13Bが開放されることはない。
【0022】液相部分Aが下限液位Lまで低下するような事態が生じると、昇降タンク15の総重量が著しく減少して、弾発部材17bによって昇降タンク15が押し上げられ、図3に鎖線で示すように、リンク機構18aが上方に移動することによって、弁棒13dが強制的に持ち上げられ、弁体13cが弁座13bから離間して、蒸気逃し管6及び給水用配管12の管路が開放される。
【0023】給水用配管12による管路が開放された場合には、原子炉圧力容器1における気相部分Bと給水タンク11の貯留液との圧力差によって、原子炉圧力容器1への給水がなされる。このときの気相部分Bの圧力は、蒸気逃し管6の管路が制御弁13Bによって開放されるため、両ドライウエル5e,5fの圧力にプール水Pの液位とスパージャ6aとの水頭差を加えた圧力に近似するものとなっており、給水タンク11による給水圧力が相対的に大きなものとなるため、重力によって給水タンク11から原子炉圧力容器1の内部にほう酸水等の非常用冷却水が順次注入され、炉心2の冠水状態の保持が行なわれるものである。
【0024】また、一次冷却水の漏洩及び損失が非常に大きい場合には、原子炉圧力容器1の圧力低下が著しくなって水頭差が形成されるが、一次冷却水の漏洩が少量で液層部分Aが下限液位Lまで低下した場合には、原子炉圧力容器1の内部圧力が高いままであることが考えられるため、弁駆動部18の調整によって蒸気逃し管6の管路を先に開放して、水頭差の形成を補助するように設定される。
【0025】これらの非常時の給水にあっては、電気や空気圧等の駆動源が使用されず、昇降タンク15の重量減少、弾発力による上昇、リンク機構18aによる制御弁13A,13Bの開放操作等、自然力によって受動的に行なわれ、停電等の影響を受けることがない。
【0026】〔他の実施態様〕本発明にあっては、実施例に代えて次の技術を採用することができる。
a)弾発部材17bを板ばねや引っ張りばねとすること。
b)昇降タンク15と支持構造物17aとの間にスナッバ等を配して、昇降タンク15の上下移動性や耐震性を確保すること。
【0027】
【発明の効果】請求項1に係る軽水炉の非常用炉心冷却水注入装置にあっては、以下の効果を奏する。
(1) 給水タンクと原子炉圧力容器とを接続する給水用配管に介在させられる制御弁と、その開閉作動を行なう弁作動手段とを具備し、弁作動手段が、原子炉圧力容器における液相部分及び気相部分に接続状態の昇降タンクと、昇降タンクを昇降可能に支持する荷重支持手段と、昇降タンクの上方移動時に制御弁を開放作動させる弁駆動部とから構成されるものとすることにより、一次冷却水の水位が低下した際に、受動的作動によって冷却水を原子炉圧力容器内部に注入して、炉心を冠水状態にして原子炉の安全性を確保することができる。
(2) 非常時の給水にあっては、電気や空気圧等の駆動源が使用されず、自然力によって受動的に行なわれ、停電等の影響を受けることがない。
請求項2に係る軽水炉の非常用炉心冷却水注入装置にあっては、弁作動手段における荷重支持手段に、昇降タンクの重量を受ける弾発部材が配される構成の採用により、請求項1の注入装置に以下の効果が付加される。昇降タンクの重量を弾発部材の弾発力で支持しておくことにより、重量変化が生じた場合の検出を容易にし、かつ、給水を確実に実施することができる。請求項3に係る軽水炉の非常用炉心冷却水注入装置にあっては、弁作動手段における弁駆動部に、制御弁を開放方向に駆動するリンク機構が配される構成の採用により、請求項1または請求項2の注入装置に以下の効果が付加される。弁作動手段から制御弁への駆動力の伝達が、リンク機構を介して行なわれることにより、接続距離及び方向の自由性を向上させることができる。請求項4に係る軽水炉の非常用炉心冷却水注入装置にあっては、リンク機構と制御弁との結合部分に、開放方向への移動を遅らせる係合状態の長穴及びピンが配される構成の採用により、請求項3の注入装置に以下の効果が付加される。結合部分での力の伝達を遅らせることにより、原子炉圧力容器の水位が管理限界を超えるまでの液位の設定を容易にし、必要時に原子炉圧力容器への給水を速やかに実施することができる。




 

 


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