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発明の名称 軽水冷却型原子炉
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6−174871
公開日 平成6年(1994)6月24日
出願番号 特願平4−330770
出願日 平成4年(1992)12月10日
代理人 【弁理士】
【氏名又は名称】志賀 正武 (外2名)
発明者 加藤 潔
要約 目的
軽水冷却型原子炉に係り、原子炉の遮蔽性と制御性とを高めるとともに、熱効率の向上と安全性の確保とを図る。

構成
原子炉圧力容器の回りに配され上下に区画独立した複数の中空部を有する水密容器と、各中空部に収納される断熱材と、各中空部に接続され内部を加圧雰囲気とする加圧気体供給手段とを具備する。
特許請求の範囲
【請求項1】 原子炉格納容器のプール水中に原子炉圧力容器が水漬状態に配される軽水冷却型原子炉であって、原子炉圧力容器の回りに配され上下に区画独立した複数の中空部を有する水密容器と、各中空部に収納される断熱材と、各中空部に接続され内部を加圧雰囲気とする加圧気体供給手段とを具備することを特徴とする軽水冷却型原子炉。
発明の詳細な説明
【0001】
【産業上の利用分野】本発明は、軽水冷却型原子炉に係り、特に、プール水中に原子炉圧力容器を水漬け状態に配する技術に関するものである。
【0002】
【従来の技術】図2は、特開平3−252593号公報(燃料集合体の交換装置)、特開平3−252594号公報(燃料集合体の交換装置)、特開平3−252595号公報(燃料集合体の交換装置)に記載されている軽水冷却型原子炉の例を示すものである。
【0003】図2において、符号1は原子炉圧力容器、2は炉心、3は蒸気発生器、6は一次冷却水ポンプ、15はライザ管、16はポイズンタンク、17は冷却水入口、18は水圧作動弁、19はポイズン流通器、20は炉心支持板、Pはほう酸水(炉内プール水)である。
【0004】このような構造を有する原子炉にあっては、一次冷却水及びほう酸水Pが、運転時、ポンプ停止時の相違によって、以下に記述するように異なった流通(循環)をする。
【0005】運転時にあっては、一次冷却水が、図2に実線の矢印で示すように、炉心2、ライザ管15、一次冷却水ポンプ6、蒸気発生器3、冷却水入口17を経由して炉心2に戻る循環流となるが、ほう酸水Pは、水圧作動弁18及びポイズン流通器19の部分で隔離されて、挿通する現象や混合し合う現象の発生が妨げられ、したがって、一次冷却水中のほう酸水濃度が変化することなく、定常運転状態が維持される。
【0006】そして、一次冷却水ポンプ6の停止時にあっては、蒸気発生器3への送り込みが行なわれなくなるとともに、一次冷却水ポンプ6の吐出圧力低下検出によって水圧作動弁18が管路を開放した状態となり、また、炉心2において引き続き加熱された一次冷却水の上昇が生じるために、図2に破線の矢印で示すように、上昇した一次冷却水がポイズンタンク16の内部に送り出されるとともに、ほう酸水Pがポイズン流通器19を経由して炉心2に流れ込み、炉心2のほう酸水濃度が高まることによって核分裂反応が抑制されて自然停止に導かれる。
【0007】
【発明が解決しようとする課題】しかし、このような構造の原子炉にあっては、ポイズンタンク16の内外が高温状態の一次冷却水によって囲まれた状態となっており、原子炉の出力が変化すると、ほう酸水Pの液量が膨張収縮に基づいて変化し、このため、ポイズン流通器19の部分において一次冷却水とほう酸水Pとの境界が変動し易く、原子炉出力の制御性が損われ易くなるという解決すべき課題が残されている。
【0008】本発明は、上記課題を有効に解決するもので、原子炉の遮蔽性と制御性とを高めるとともに、熱効率の向上と安全性の確保とを図るものである。
【0009】
【課題を解決するための手段】原子炉格納容器のプール水中に原子炉圧力容器が水漬状態に配される軽水冷却型原子炉において、原子炉圧力容器の回りに配され上下に区画独立した複数の中空部を有する水密容器と、各中空部に収納される断熱材と、各中空部に接続され内部を加圧雰囲気とする加圧気体供給手段とを具備する構成を採用している。
【0010】
【作用】原子炉圧力容器の回りにプール水が介在することにより、原子炉格納容器外への放射線漏洩が低減するとともに、原子炉圧力容器からプール水への熱伝達は断熱材によって妨げられる。水密容器の中空部が加圧雰囲気とされることによって、原子炉圧力容器との圧力差の減少とプール水等の侵入の抑制とが図られ、中空部に一次冷却水やプール水が侵入した場合には、水浸範囲が区画された一つの中空部の範囲にとどまる。
【0011】
【実施例】図1は、本発明に係る軽水冷却型原子炉の一実施例を示すものである。図1にあって、符号18は給液制御手段(例えば水圧作動弁)、21は原子炉格納容器、22はポイズンタンク、23は給液系配管、23aは均圧用配管、23bは給液用配管、24は水密容器、24aは上方中空部、24bは中央中空部、24cは下方中空部、25は断熱材、26Aは加圧装置(上部用加圧装置)、26Bは加圧装置(中央部用加圧装置)、26Cは下部用加圧装置(加圧装置)、Wはプール水である。
【0012】前記原子炉格納容器21のプール水Wの中には、原子炉圧力容器1やポイズンタンク22が水漬状態に配される。
【0013】前記ポイズンタンク22は、原子炉格納容器21の内壁に支持された状態で上方位置に配され、例えば原子炉圧力容器1と同程度の耐圧性を持つように設定されるとともに、高濃度のほう酸水Pを貯留する。
【0014】前記給液系配管23は、原子炉圧力容器1とポイズンタンク22との間にこれらを接続するように給液制御手段18を介在させた状態で配される。そして、原子炉圧力容器1の上部位置とポイズンタンク22の上部位置との間が、給液制御手段18を介在させた状態の均圧用配管23aによって接続され、原子炉圧力容器1の下部位置とポイズンタンク22の下部位置との間が給液用配管23bによって接続されている。
【0015】前記水密容器24は、原子炉圧力容器1の回りにこれを取り囲んで密閉するように配され、上下に区画独立した複数の中空部(図1にあっては上方中空部24a、中央中空部24b及び下方中空部24c)を有している。
【0016】前記断熱材25は、各中空部24a,24b,24cに収納されて、原子炉圧力容器1からプール水Wへの熱伝達を抑制するものである。
【0017】前記各加圧気体供給手段26A,26B,26Cは、各中空部24a,24b,24cに個別に接続されて、プール水Wの水頭圧よりも若干高く設定した加圧空気等の加圧気体を、各中空部24a,24b,24cに供給し、各中空部24a,24b,24cを、少なくとも、プール水Wの水頭圧よりも高い加圧雰囲気として、断熱材25が圧縮される変形を防止するものである。
【0018】このような構造の軽水冷却型原子炉であると、原子炉の運転時に一次冷却水ポンプ6が作動させられていると、炉心2で加熱されて高温状態となった一次冷却水が、図1に実線の矢印で示すように、ライザ管15、一次冷却水ポンプ6、蒸気発生器3、冷却水入口17を経由して炉心2に戻る循環流となり、この際に、蒸気発生器3の部分における熱交換によって、蒸気の発生と一次冷却水の冷却とが行なわれる。
【0019】そして、一次冷却水ポンプ6の吐出圧力が均圧用配管23aを経由して給液制御手段18にそれぞれ伝送されることによって、給液制御手段18が均圧用配管23aの管路を遮断した状態を保持し続ける。この場合にあって、原子炉圧力容器1の下方位置とポイズンタンク22の下方位置とが接続されているために、一次冷却水の圧力上昇とともに、給液用配管23bの中のほう酸水Pが若干押し上げられた位置で平衡する。したがって、ポイズンタンク22のほう酸水Pが原子炉圧力容器1の内部に注入されることがなく、原子炉圧力容器1の内部に収納されている一次冷却水及びほう酸水量に基づいて運転がなされる。
【0020】また、原子炉圧力容器1の回りにプール水Wが介在すると、プール水Wの部分で放射線の吸収が行なわれて、外部への放射線漏洩量が低減するとともに、原子炉圧力容器1の回りに、断熱材25が配されることにより、原子炉圧力容器1からプール水Wへの熱伝達が断熱材25によって妨げられて、蒸気発生器3の熱交換効率が上昇するものとなる。
【0021】一方、各加圧気体供給手段26A,26B,26Cが作動状態とされて、水密容器24における各中空部24a,24b,24cが加圧雰囲気となっていると、プール水Wよりも圧力が高くなっていることに基づいて水が侵入することがなく、かつ、プール水Wの水頭圧との差を考慮した設定をすることによって、水密容器24の容器壁強度を高めることができる。
【0022】水密容器24における各中空部24a,24b,24cに、これらの部分を貫通している配管等からの漏洩によって、水が入り込むような事態が生じた場合について検討すると、各中空部24a,24b,24cが区画されて独立していることにより、水浸範囲が区画された一つの中空部の範囲にとどまって、原子炉圧力容器1の外表面の全域に熱衝撃を及ぼすことが回避される。
【0023】なお、原子炉の運転中に、停電や故障等の原因に基づいて一次冷却水ポンプ6が停止した場合には、以下に説明するように、原子炉が受動的に自然停止状態に導かれる。
【0024】一次冷却水ポンプ6が停止すると、ポンプ吐出圧力の低下または圧力消滅が、均圧用配管23aを経由して給液制御手段18に伝達され、給液制御手段18の作動によって均圧用配管23aによる管路が開放状態に導かれる。
【0025】原子炉圧力容器1の下部位置とポイズンタンク22の下部位置との連通に加えて、原子炉圧力容器1の上部位置とポイズンタンク22の上部位置とが接続されることによって、原子炉圧力容器1の気相部分の蒸気がポイズンタンク22に送り込まれて、ポイズンタンク22に気相部分が形成されることによる均圧化が図られ、ポイズンタンク22と原子炉圧力容器1との水頭差に基づいて、ほう酸水Pが図1の破線の矢印で示すように、原子炉圧力容器1の内部に注入される。ほう酸水Pが炉心2に送り込まれると、炉心2の冷却と核反応抑制とによって原子炉が自然停止状態に導かれる。
【0026】原子炉運転中に、一次冷却系のなんらかの故障に起因して、炉水が低下する現象が発生した場合(冷却材喪失時)には、一次冷却水の水位レベルが一次冷却水ポンプ6のポンプ吸引口の下方位置まで低下すると、一次冷却水ポンプ6が気体分を吸い込むことに基づいて吐出圧力が低下し、一次冷却水ポンプ6が停止した場合と同様に、給液制御手段18が均圧用配管23aの管路を開放し、ポイズンタンク22のほう酸水Pが炉心2に送り込まれ、炉心2の冠水状態の保持と原子炉停止とが行なわれる。
【0027】
【発明の効果】本発明に係る軽水冷却型原子炉によれば、原子炉格納容器のプール水中に原子炉圧力容器が水漬状態に配されることに基づく原子炉の遮蔽性や、ポイズンタンクを原子炉格納容器の内部に設置することに基づく原子炉出力の制御性の改善等に加えて、以下の効果を奏する。
(1) 原子炉圧力容器の回りが、独立した複数の中空部を有する水密容器によって囲まれてプール水から隔離されるので、原子炉圧力容器からプール水への熱伝達を抑制して原子炉の熱効率の向上を図ることができる。
(2) 各中空部が加圧雰囲気に保持されることにより、断熱材の形状を保持して断熱性を確保することに加えて、プール水との圧力差を低減して水密容器の強度を向上させることができる。
(3) 水密容器の内部に水が侵入した場合にあっては、水浸範囲を複数の中空部の一つにとどめて、熱衝撃が原子炉圧力容器の全体に及ぶことを回避して、原子炉の安全性を確保することができる。




 

 


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