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発明の名称 原子炉隔離時冷却設備
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2003−302490(P2003−302490A)
公開日 平成15年10月24日(2003.10.24)
出願番号 特願2002−108034(P2002−108034)
出願日 平成14年4月10日(2002.4.10)
代理人 【識別番号】100087332
【弁理士】
【氏名又は名称】猪股 祥晃 (外2名)
発明者 久島 和夫
要約 課題
沸騰水型原子炉の原子炉隔離時冷却設備において、簡素化されたタービンポンプのタービン制御系を有し、運転員の手動操作により原子炉への給水流量調整を可能とする。

解決手段
復水貯蔵槽2と、サプレッション・プール3と、原子炉1から取り出した蒸気により駆動され、復水貯蔵槽またはサプレッション・プールの水を原子炉へ供給するタービン・ポンプ4と、タービン・ポンプの流量を監視する流量計5と、タービン・ポンプの流量を調整するとともに、待機中は本原子炉隔離時冷却設備を原子炉から隔離する流量調整弁6と、タービン・ポンプのタービンへの駆動蒸気の供給と停止を切り替えるための蒸気入口弁12と、タービン・ポンプのタービンへの駆動蒸気流量を調整するための蒸気加減弁13と、を備え、蒸気加減弁には運転員による操作機能を設けず、流量調整弁によりタービン・ポンプの流量を調整できるように構成されている。
特許請求の範囲
【請求項1】 原子炉の通常運転時に使用される原子炉給水設備が使用不能となった場合にこれに代わって原子炉への給水を行い、原子炉内の水位を炉心の冷却に必要な水位に維持する機能を有する沸騰水型原子炉の原子炉隔離時冷却設備において、復水器からの給水が不能となった場合に水源となる復水貯蔵槽と、原子炉の事故時に水源となるサプレッション・プールと、原子炉から取り出した蒸気により駆動され、前記復水貯蔵槽またはサプレッション・プールの水を原子炉へ供給するタービン・ポンプと、前記タービン・ポンプの流量を監視する流量計と、前記タービン・ポンプの流量を調整するとともに、待機中は本原子炉隔離時冷却設備を原子炉から隔離する流量調整弁と、前記復水貯蔵槽およびサプレッション・プールから前記タービン・ポンプに至る吸込配管と、前記吸込配管に設けられ、水源を切り替えるための復水貯蔵槽側吸込弁およびサプレッション・プール側吸込弁と、前記タービン・ポンプから原子炉に至る吐出配管と、原子炉から前記タービン・ポンプのタービンに至る蒸気供給配管と、前記蒸気供給配管に設けられ、前記タービン・ポンプのタービンへの駆動蒸気の供給と停止を切り替えるための蒸気入口弁と、前記蒸気供給配管に設けられ、前記タービン・ポンプのタービンへの駆動蒸気流量を調整するための蒸気加減弁と、前記タービン・ポンプのタービンから前記サプレッション・プールに至る排気配管と、を備え、前記蒸気加減弁には運転員による操作機能を設けず、前記流量調整弁により前記タービン・ポンプの流量を調整できるように構成されていること、を特徴とする原子炉隔離時冷却設備。
【請求項2】 請求項1に記載の原子炉隔離時冷却設備において、前記流量調整弁とは別に、待機中に本原子炉隔離時冷却設備を原子炉から隔離するための止め弁を備え、前記流量調整弁は空気作動弁であって、空気源喪失時には前記流量調整弁が全開となることにより、前記タービン・ポンプの定格流量を確保可能とするとともに、待機中は前記流量調整弁が全開となっていること、を特徴とする原子炉隔離時冷却設備。
発明の詳細な説明
【0001】
【発明の属する技術分野】本発明は、沸騰水型原子炉の通常時の給水設備が使用不能となった場合にこれに代わって原子炉への給水を行い、炉心の冷却に必要な水位を維持する機能を有する原子炉隔離時冷却設備に関する。
【0002】
【従来の技術】沸騰水型原子力プラントでは、原子炉で発生した蒸気により直接タービン発電機を回転させ、発電を行う。タービン発電機を回転させた後の蒸気は、復水器により冷却・凝縮され、給水設備により再び原子炉へ供給される。何らかの理由により通常の給水設備が使用不能となった場合には、直ちに原子炉に制御棒が挿入され、核分裂反応を停止するが、核燃料は未臨界となった後も崩壊熱を発生し続けるため、これを冷却するための非常用の給水設備として、原子炉隔離時冷却設備を備えている。本設備はまた、原子炉につながる配管の破断のような事故発生時に、原子炉へ冷却水を供給する機能も有している。
【0003】図4は、従来の原子炉隔離時冷却設備の構成例を示す。図4において、原子炉隔離時冷却設備は、原子炉1へ給水配管15を介して通常の復水器からの給水が不能となった場合に水源となり、また通常運転時、定期点検時の常用水源となる復水貯蔵槽2と、事故時に水源となり、さらに図示しない原子炉格納容器内の事故時に放出された蒸気を凝縮させるサプレッション・プール3とを有する。また、原子炉1から取り出された蒸気により駆動され、復水貯蔵槽2またはサプレッション・プール3の水を原子炉1へ供給するタービン・ポンプ4と、タービン・ポンプ4のポンプ流量(以下、単に「流量」という)を監視する流量計5とが設けられている。このタービンポンプ4と復水貯蔵槽2およびサプレッション・プール3は吸込配管7によって接続されており、タービンポンプ4と給水配管15は吐出配管10によって連結されている。
【0004】原子炉隔離時冷却設備にはさらに、待機中に原子炉隔離時冷却設備を原子炉1から隔離する止め弁17が吐出配管10に設けられている。また、吸込配管7には、水源を切り替えるための復水貯蔵槽側吸込弁8およびサプレッション・プール側吸込弁9が設けられている。
【0005】さらに、主蒸気管16から駆動蒸気をタービン・ポンプ4のタービン4aに導く蒸気供給配管11が主蒸気管16から分岐されており、この蒸気供給配管11にはタービン・ポンプ4への駆動蒸気の供給と停止を切り替えるための蒸気入口弁12と、タービン・ポンプ4のタービン4aへ導かれる駆動蒸気流量を調整するための蒸気加減弁13とが設けられている。このタービン・ポンプ4で駆動使用された蒸気は排気配管14を介してサプレッション・プール3に至る構成となっている。
【0006】図5は、図4の原子炉隔離時冷却設備のタービン・ポンプ4を構成するタービン4aの制御系の構成例を示す。図5において、蒸気加減弁13の弁棒21にはピストン22aが接続され、ピストン22aはシリンダ22内で往復運動できるように構成されている。ピストン22aは油圧システム31によって駆動され、油圧システム31はタービン制御装置32によって制御される。
【0007】何らかの理由により通常の給水設備が使用不能となった場合、原子炉1の水位が低下して水位低設定値に至ると、原子炉隔離時冷却設備の起動信号が発せられ、図4に示す蒸気入口弁12、止め弁17が全開するとともに、タービン・ポンプ4の流量制御が開始される。
【0008】タービン・ポンプ4の流量制御として、吐出配管10に設けられた流量計5により検出されたタービン・ポンプ4の流量を、タービン制御装置32において予め設定された定格流量と比較する。この偏差に応じた信号が油圧システム31に送られ、これによってピストン22aが作動して、蒸気加減弁13の開度を変える。これによって、タービン・ポンプ4のタービン4aへの駆動蒸気流量が調整され、タービン・ポンプ4の回転数が変化してタービン・ポンプ4の流量が制御される。
【0009】待機状態では、図4に示すように、復水貯蔵槽側吸込弁8を全開、サプレッション・プール側吸込弁9を全閉としており、タービン・ポンプ4の初期水源は復水貯蔵槽2となるが、必要に応じサプレッション・プール3に切り替えることも可能なようにしている。なお、図において、白抜きで示す弁(たとえば図4の弁8、12)は開状態を表し、黒塗りで示す弁(たとえば図4の弁9)は閉状態を表す。
【0010】タービン・ポンプ4により吐出された水は、吐出配管10、給水配管15を経て原子炉1に送られる。一方、タービン・ポンプ4のタービン4aの駆動蒸気は、原子炉1から主蒸気管16、蒸気供給配管11を経てタービン・ポンプ4のタービン4aに供給され、これを回転させた後、排気蒸気として排気配管14を経てサプレッション・プール3へ送られ、凝縮される。
【0011】原子炉1の水位が回復し、水位高設定値に達すると、原子炉隔離時冷却設備の停止信号が発せられ、蒸気入口弁12、蒸気加減弁13、止め弁17は全閉となる。この後、再び原子炉1の水位が低下して水位低設定値に至ると、原子炉隔離時冷却設備の起動信号が発せられる。
【0012】原子炉隔離時冷却設備は、原子炉1の水位に応じて自動的に起動、停止を繰り返す設計としているが、運転員がタービン制御装置32を操作することにより、タービン・ポンプ4の回転数を変化させ、原子炉1への給水流量を調整し、起動、停止の頻度を減らすことも可能なようにしている。
【0013】
【発明が解決しようとする課題】ところで、従来の原子炉隔離時冷却設備では、電気と油圧によるタービン制御系を採用していることから、タービン制御系全体が複雑化、大型化し、保守点検時の負担も大きくなっている。タービン・ポンプ4の吐出圧力を直接利用した機械式制御系を採用すれば、簡素化は可能であるが、従来のように運転員が手動操作によりタービン・ポンプ4の回転数を変化させ、原子炉1への給水流量を調整することはできなくなる。
【0014】本発明の目的は、簡素化されたタービン制御系を有し、運転員が手動操作により原子炉への給水流量を調整することが可能な原子炉隔離時冷却設備を提供することにある。
【0015】
【課題を解決するための手段】本発明は上記目的を達成するものであって、請求項1の発明は、原子炉の通常運転時に使用される原子炉給水設備が使用不能となった場合にこれに代わって原子炉への給水を行い、原子炉内の水位を炉心の冷却に必要な水位に維持する機能を有する沸騰水型原子炉の原子炉隔離時冷却設備において、復水器からの給水が不能となった場合に水源となる復水貯蔵槽と、原子炉の事故時に水源となるサプレッション・プールと、原子炉から取り出した蒸気により駆動され、前記復水貯蔵槽またはサプレッション・プールの水を原子炉へ供給するタービン・ポンプと、前記タービン・ポンプの流量を監視する流量計と、前記タービン・ポンプの流量を調整するとともに、待機中は本原子炉隔離時冷却設備を原子炉から隔離する流量調整弁と、前記復水貯蔵槽およびサプレッション・プールから前記タービン・ポンプに至る吸込配管と、前記吸込配管に設けられ、水源を切り替えるための復水貯蔵槽側吸込弁およびサプレッション・プール側吸込弁と、前記タービン・ポンプから原子炉に至る吐出配管と、原子炉から前記タービン・ポンプのタービンに至る蒸気供給配管と、前記蒸気供給配管に設けられ、前記タービン・ポンプのタービンへの駆動蒸気の供給と停止を切り替えるための蒸気入口弁と、前記蒸気供給配管に設けられ、前記タービン・ポンプのタービンへの駆動蒸気流量を調整するための蒸気加減弁と、前記タービン・ポンプのタービンから前記サプレッション・プールに至る排気配管と、を備え、前記蒸気加減弁には運転員による操作機能を設けず、前記流量調整弁により前記タービン・ポンプの流量を調整できるように構成されていること、を特徴とする。請求項1に記載の発明によれば、簡素化されたタービン制御系を用いて、運転員が手動操作により原子炉への給水流量を調整することができる。
【0016】また、請求項2の発明は、請求項1に記載の原子炉隔離時冷却設備において、前記流量調整弁とは別に、待機中に本原子炉隔離時冷却設備を原子炉から隔離するための止め弁を備え、前記流量調整弁は空気作動弁であって、空気源喪失時には前記流量調整弁が全開となることにより、前記タービン・ポンプの定格流量を確保可能とするとともに、待機中は前記流量調整弁が全開となっていること、を特徴とする。
【0017】請求項2に記載の発明によれば、請求項1に記載の発明の作用・効果が得られるほか、運転員が手動操作により原子炉への給水流量を調整中に流量調整弁の作動用空気源が喪失しても、タービン・ポンプの定格流量を確保できる。
【0018】
【発明の実施の形態】以下、本発明の実施の形態について、図1〜図3を参照して詳細に説明する。ここで、従来と、または相互に共通または類似の部分には共通の符号を付して、重複説明は省略する。
【0019】[第1の実施の形態](請求項1に対応)図1および図2は、本実施の形態による原子炉隔離時冷却設備の構成例を示す。図1において、図4および図5に示した従来の原子炉隔離時冷却設備と異なる点を説明すると、次のとおりである。すなわち、タービン・ポンプ4から原子炉1に至る吐出配管10に止め弁17(図4)がなく、その代わりに、流量調整弁6が配置されている。この流量調整弁6は、タービン・ポンプ4の流量を調整するとともに、待機中は本原子炉隔離時冷却設備を原子炉1から隔離する。
【0020】図2は、図1の原子炉隔離時冷却設備のタービン・ポンプ4のタービン制御系の構成例を示す。図2において、蒸気加減弁13の弁棒21にはピストン22aが接続され、ピストン22aはシリンダ22内で往復運動できるようになっている。シリンダ22のピストン22aをはさんで両側に、低圧側差圧検出配管24および高圧側差圧検出配管25が接続されている。高圧側差圧検出配管25側の水圧が相対的に大きくなると、ピストン22aが押し下げられ、蒸気加減弁13の開度が大きくなる向きに接続されている。
【0021】一方、タービン・ポンプ4のポンプ吐出側には、流路が縮小するフローノズル23が配置されており、フローノズル23の流路縮小部は低圧側差圧検出配管24に接続され、フローノズル23の流路面積回復部が高圧側差圧検出配管25に接続されている。さらに、ピストン22aを押し上げて蒸気加減弁13の開度を小さくする向きに付勢するように、ばね26が配置されている。
【0022】次に、以上のように構成した本実施の形態の原子炉隔離時冷却設備の作用について説明する。図1および図2において、何らかの理由により通常の給水設備が使用不能となった場合、原子炉1の水位が低下して水位低設定値に至ると、原子炉隔離時冷却設備の起動信号が発せられ、図1に示した蒸気入口弁12および流量調整弁6が全開する。この結果、蒸気加減弁13を経てタービン・ポンプ4に駆動蒸気が流入し、タービン・ポンプ4が起動する。
【0023】タービン・ポンプ4の流量増加に伴い、フローノズル23で発生する差圧は流量の二乗にほぼ比例して増加する。なお、ここで差圧が生じるのは、フローノズル23で流路面積が絞られているために、絞り部で流速が増し、動圧が増す分だけ静圧が低下することによる。
【0024】この差圧は、低圧側差圧検出配管24および高圧側差圧検出配管25を満たした水を介してピストン22aに伝えられ、弁棒21を押し下げる方向に作用する。弁棒21を押し上げる方向には駆動蒸気の圧力およびばね26のばね力が作用しており、タービン・ポンプ4の流量が定格流量となった時に、これらの弁棒21に作用する力のつりあいにより定まる蒸気加減弁13の開度が、ちょうど定格流量を吐出させるのに必要な駆動蒸気流量を流すのに必要な開度となるようにしている。
【0025】待機状態では、図1に示すように、復水貯蔵槽側吸込弁8を全開、サプレッション・プール側吸込弁9を全閉としており、タービン・ポンプ4の初期水源は復水貯蔵槽2となるが、必要に応じサプレッション・プール3に切り替えることも可能なようにしている。タービン・ポンプ4により吐出された水は、吐出配管10、給水配管15を経て原子炉1に送られる。
【0026】一方、タービン・ポンプ4の駆動蒸気は、原子炉1から主蒸気管16、蒸気供給配管11を経てタービン・ポンプ4のタービン4aに供給され、このタービン4aを回転させた後、排気蒸気として排気配管14を経てサプレッション・プール3へ送られ、凝縮される。
【0027】原子炉1の水位が回復し、水位高設定値に達すると、原子炉隔離時冷却設備の停止信号が発せられ、蒸気入口弁12および流量調整弁6が全閉となる。この後、再び原子炉1の水位が低下して水位低設定値に至ると、原子炉隔離時冷却設備の起動信号が発せられる。
【0028】原子炉隔離時冷却設備は、原子炉1の水位に応じて自動的に起動、停止を繰り返す設計としているが、運転員が流量計5を監視しながら流量調整弁6を操作することにより、原子炉1への給水流量を調整し、起動、停止の頻度を減らすことも可能なようにしている。
【0029】この実施の形態によれば、電気と油圧によるタービン制御系を使用しないためにタービン制御系が簡素化され、運転員はタービン・ポンプ4の回転数を操作することなく、手動操作により原子炉への給水流量を調整することができる。
【0030】なお、フローノズル23は、流量の変化に応じて差圧が変化するものであればよく、フローノズルの代わりに例えばオリフィス等の流動抵抗体を用いることも可能である。
【0031】[第2の実施の形態](請求項1、2に対応)
図3は、本実施の形態による原子炉隔離時冷却設備の構成例を示す。タービン制御系の構成例は図2と同様である。本実施の形態では、第1の実施の形態における流量調整弁6とは別に、待機中に原子炉隔離時冷却設備を原子炉1から隔離するための止め弁17を備え、流量調整弁6は空気作動とし、空気源喪失時には流量調整弁6が全開となるようにしている。
【0032】このような構成とすることにより、万一運転員が流量調整弁6を手動操作している時に作動用空気源が喪失しても、流量調整弁6は全開となり、タービン・ポンプ4の定格流量を流すことができる。また、待機時には流量調整弁6を全開とし、止め弁17を全閉動作させておく。これにより、何らかの理由によって通常の原子炉給水設備が使用不能となって原子炉の水位低信号が出た場合、原子炉隔離時冷却設備の起動信号によって止め弁17が開き、直ちに流路が確保できる。
【0033】
【発明の効果】本発明によれば、沸騰水型原子炉の原子炉隔離時冷却設備において、タービン制御系を簡素化でき、しかも、運転員が手動操作により原子炉への給水流量を調整することが可能である。




 

 


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