JPH0718945B2

JPH0718945B2 - 原子炉の非常冷却材噴射装置

Info

Publication number: JPH0718945B2
Application number: JP1030116A
Authority: JP
Inventors: ダグラス・マービン・グランズ; ジェームズ・チャールズ・ブラック
Original assignee: General Electric Co
Current assignee: General Electric Co
Priority date: 1988-02-12
Filing date: 1989-02-10
Publication date: 1995-03-06
Anticipated expiration: 2010-03-06
Also published as: JPH01267495A; EP0331887A3; EP0331887A2; US4818475A

Description

【発明の詳細な説明】本発明は原子炉の非常炉心冷却系（ECCS）に関するもの
である。特に、本発明は簡易沸騰水型原子炉（SBWR）と
して知られる進んだ沸騰水型原子炉（BWR）の設計を補
完するように設計されることが好ましい。本発明をSBWR
に適用した場合、冷却材喪失事故発生後間もなく、安全
級非常炉心冷却系に対する支援様式で、原子炉冷却材イ
ンベントリーが補給される。主タービン発電機の減速エ
ネルギーを用いて復水ポンプのような選択されたポンプ
を駆動することにより原子炉内への初期の非常冷却材噴
射を所望に応じて達成する。

発明の背景多くの従来の沸騰水型原子炉、特に簡易沸騰水型原子炉
（一括してBWRと称する）の給水系は従来の簡単な系統
で、２段のポンプ圧送を特徴とする。これらのポンプ圧
送段階は給水を給水源すなわち復水器ホットウエルにお
ける大気圧以下の圧力から原子炉内のBWR給水スパージ
ャ内への注入に要する圧力を高める。第１または最低の
ポンプ圧送段階は、通例「復水」段階と呼ばれ、ポンプ
吐出し圧が設計流量で約500psigそして遮断ヘッドが約6
00psigの復水ポンプを含む。第２または最高のポンプ圧
送段階は、通例「給水」段階と呼ばれ、給水供給圧力を
約1250psigに高め得る給水ポンプを含む。

ポンプの負担は、両段階とも、普通余剰ポンプによって
分担される。例えば、３個の復水ポンプ（および３個の
給水ポンプ）がそれぞれ50％定格流量をもつことを特徴
とする構成は一つの好ましい構成である。各段階の一つ
のポンプを待機状態にしておき、なんらかの理由で１個
の作動中のポンプの停止が必要になった場合に待機ポン
プを使用し得る。

正常運転中、これらのポンプは発電所主電源からの電力
で働く電動機によって駆動され、給水ポンプは可変速度
駆動手段により原子炉に対する給水調整をなす。しか
し、機種かの冷却材喪失事故（LOCA）中、原子炉は追加
冷却材の供給を受け冷却されなければならない、すなわ
ち、原子炉冷却材水位は原子炉核燃料集合体のすべてを
覆うように十分高く維持されなければならない。このよ
うな追加冷却材は、信頼し得る代替電源から電力を受け
る信頼し得る非常冷却系によって供給されなければなら
ない。

冷却材インベントリー喪失状態は、管の破損（すなわち
LOCA）または給水喪失により、あるいは安全弁が開いた
ままになって過渡状態後に再閉不可能になったために起
こり得る。このような事故状態中の冷却材喪失後、炉心
を冷却材供給状態に保って炉心崩壊発熱を抑制するよう
に冷却材を維持するかまたは急速に補給する必要があ
る。炉心温度限度の超過を防ぐように機能しなければな
らないこのような系統は、「非常炉心冷却系」（ECCS）
からなる。炉心崩壊発熱は核分裂生成物の放射性崩壊か
ら起こりそして核分裂そのものが停止した後でも持続す
る。

加えて、高温原子炉冷却材が炉心からの崩壊熱を受け続
ける際の沸騰と蒸発の過程で冷却材インベントリーが原
子炉内で減少する。その結果、冷却材の間欠的なまたは
さらに連続的な補給が長期にわたって必要になる。補給
速度は事故の直後は高くなり得る。しかし、その後の補
給速度は、時が経過し崩壊発熱の度合いが減るにつれて
低下する。非常に小さなLOCAの場合を除き、冷却材の補
給は、破損が隔離されそして正常な冷却材インベントリ
ーレベルが炉内に再び確保され得るまで継続しなければ
ならない。ある事故の場合、補給は、原子炉圧力容器の
すぐ外側の格納容器の区域が炉心活性燃料レベルの頂部
か破損箇所かどちらか高い方より上の高さまで給水され
得るまで継続しなければならない。

独立した電源をもつ幾つかの非常炉心冷却系が、一般的
に原子炉そして特に沸騰水型原子炉のLOCAに対処するた
めに発展してきた。

従来のBWR用ECCS、例えば、ジーイー・ニュークリア・
エナジー（GE Nuclear Energy）によるBWR/3〜BWR/6型B
WR設計は、冷却材インベントリー喪失状態発生後に冷却
材を原子炉内に圧送するためにポンプ圧送系と電源の組
合せを利用する。

通例、水がBWR用非常冷却材として使用される。水源は
発電所内またはその構内で利用し得る任意の量の水でよ
い。例えば、BWR/3〜BWR/6原子炉は、通例、格納容器サ
プレッションプールから非常冷却材を受入れる。このサ
プレッションプールは、確実で多量に利用し得る水を提
供し、この水は一般に原子炉容器または原子炉蒸気供給
系配管または装置に特に害の無い性質のものである。

格納サプレッションプールは従来それより高い位置の原
子炉に対して格納容器内の低い位置に設けられたので、
原子炉に連結している或管の破損により、注入冷却材が
原子炉容器の外へ戻され得る。このようなBWR設計の結
果、必要な非常冷却材インベントリー補給作用をなすポ
ンプ圧送系は極めて長いポンプ運転を要する。

従って、従来のBWR設計は、冷却材補給要件との適合に
要する極めて長いポンプ作動サイクルから生ずる非常炉
心冷却に関して幾つかの欠点を有する。例えば、ポンプ
と配管網は、ECCSに給電する電源とともに、従来、高信
頼度定格を有する高価な専用装置であった。このような
高信頼度ECCS設計はしばしば、重複部品またはさらに重
複ポンプ圧送ループを設けることによってのみ達成し得
るものである。このような装置重複の結果、発電所の費
用がかなり増大する。

発電所の主発電機を或LOCA中ECCSポンプ用電源として用
いることができる。しかし、ある重要な仮想事故では、
主発電機からの電力は利用できないと仮定される。例え
ば、主発電機自体が短絡状態（例えば短絡巻線状態）に
あるかも知れず、あるいは主発電機が他の理由でLOCA中
使用されなくなっているかも知れない。

従来のBWRでは、必要な信頼し得るECCS電力を供給する
安全級ディーゼル発電機が設置される。これらのディー
ゼル発電機は、屋内電力が、発電所内へ給電する一般に
２個の独立した所外グリッド電源と、発電所の主タービ
ン発電機とから遮断された場合に用いられる。（発電所
の屋内（「ホテル」）負荷は発電所の主タービン発電機
によって給電され得るが、これは原子炉蒸気源が隔離さ
れていない場合のみである。）これらの好適電源からの電力が失われるとディーゼル発
電機が自動的に始動し、その後それらの非常母線にECCS
ポンプ等の非常装置用の電動機負荷が順次かかってい
く。従来系統では、このようなディーゼル発電機は90日
もの長い間連続的に稼動するような定格をもたなければ
ならず、また通例８日供給分の燃料の備蓄を要する。

進んだ簡易型のBWRすなわちSBWRでは、前述のサプレッ
ションプールは炉心の活性燃料頂部（TAF）の高さに対
して格納容器内の比較的高い位置に配置される。サプレ
ッションプールのこの高さは、原子炉内に冷却材を長時
間連続的に圧送する必要を無くする。サプレッションプ
ールは複数の管によって原子炉に連結され、日常の原子
炉発電中に高圧原子炉冷却材をサプレッションプール内
に放出することを防ぐ弁として、通例逆止め弁が設けら
れる。管と弁のこの系統は「重力駆動冷却系（GDCS）」
と呼ばれ、関連通気系とともに、機種かのSBWR用のECCS
全系を代表する。

もし冷却材インベントリー喪失事故状態が起こり原子炉
水位測定によって検出されると、SBWR型原子炉はただち
に通気系によりサプレッションプール圧力まで減圧され
る。原子炉圧力が低圧（例えば30psig）になると、高い
位置のサプレッションプールによって生じる静ヘッドが
サプレッションプール水を原子炉内に流し始めるように
作用する。サプレッションプールは十分な水を有するの
で、LOCA中、原子炉と格納容器の炉外区域（「ドライウ
エル」）はTAFレベルより適度に高いレベルまで給水さ
れ得る。

従って、これらのSBWR内の適切な原子炉冷却材インベン
トリーの維持は、もはやいかなる時も、ECCSポンプによ
る冷却材インベントリーの補給（ポンプ圧送）に依存し
ない。サプレッションプール水を用いたGDCSによる原子
炉および（または）ドライウエルの張水は炉心を浸水状
態に保つ。沸騰し蒸発した冷却材は、開いた状態に係止
された減圧弁を通ってサプレッションプールに達し、そ
して重力再注入によってGDCS管路を経て炉心に戻る。

SBWRの設計目標は、仮想事故中の炉心温度限度の超過を
回避することだけでなく、このような事故に対して十分
な余裕をもたらすことである。この余裕の確保は、この
ような事故中たとえ短時間でも炉心露出状態を発生させ
ないと特定することによって達成される。しかし、この
余裕をもたらすいかなる付加系統も安全級設計基準に適
合する必要がなく、そしてこれらの系統はECCS自体に対
する支援系として扱われるが、その構成部ではない。

ECCSの部分であることを要しない付加系または支援系の
利点は、比較的厳重でない基準に対して設計し得ること
であり、従って費用が少なくてすむ。同時にこれらの付
加系または支援系は、事故の際の炉心破損のおそれをさ
らに減らすので、発電所に重要な投資保護の向上をもた
らす。

原子炉減圧中の短時間、GDCS流の開始前に、適切な冷却
材インベントリー（余裕）を確保するために、SBWR原子
炉容器は従来のBWRに対して余分な水を収容するように
設計される。この余分な水は次のような区域、すなわ
ち、TAFから始まりそして原子炉減圧信号を発する水位
（「レベル１」と呼ばれる）まで達している区域内に収
容される。従って、重力駆動冷却を用いるこのようなSB
WRは、原子炉内からの汽水インベントリーの減少を伴う
減圧を起こしても、十分な容器残留冷却材インベントリ
ーを保ち得る。冷却材インベントリーは、原子炉が低圧
に減圧される際、炉心を適切に覆い続ける。

このようなSBWR原子炉設計におけるTAFとレベル１との
間の区域は、定格給水流量での約１分間の注水に相当す
る水量を収容する。この水量は、原子炉減圧中およびそ
の後の長期にわたる原子炉内へのECCSポンプ圧送水の注
入に依存する従来のBWR設計の場合よりかなり多い。

残念ながら、この余分な水量により原子炉容器の高さが
増し、ドライウエルとサプレッションプールも大形にな
り、従って、原子炉容器と格納容器の費用が増大する。

発明の要約本発明によれば、SBWR用ECCSのような用途に役立つ改良
型の信頼し得る廉価な電力供給及び冷却材噴射系が提供
される。本発明では、発電所の主発電機に比べて寸法と
発電能力が小さい１個以上の専用補助発電機が主タービ
ン発電機に機械的に直結される。正常な発電装置の稼動
中、これらの補助発電機は発電所の復水ポンプ電動機の
好適電源として電力を供給する。事故状態中、タービン
発電機が過渡的な減速状態にある間、これらの復水ポン
プはそれぞれの補助発電機に連結したまま復水を原子炉
内に圧送し続ける。復水のこの連続ポンプ圧送は、炉内
の減圧状態が復水ポンプ電動機の回転数に対応する電流
遮断ヘッド能力を超えた瞬間から復水の非常導入を始め
る。

前述のように、補助発電機は発電所の正常稼動中前記負
荷、例えば、復水ポンプ用の電力の供給に用いられる。
LOCA中、機能継続またはECCS使用への機能切換えのため
に代替電源を始動する必要は無い。

従って、本発明は従来のECCSの信頼性欠如の主な原因の
一つ、すなわち、ディーゼル発電機の始動を無くする。
復水ポンプに補助発電機（好適電源）から給電するとい
うこの構成はまた、別の専用非常噴射ポンプとディーゼ
ル発電機を設ける費用を削除する。本発明による非常冷
却材補給により、原子炉容器内とサプレッションプール
内に余分な水量（TAFからレベル１までの水量）を設け
る費用も極めて少なくなる。

代替実施例において、上記の短時間給電は、所外電力喪
失を含む過渡状態中の上段給水ポンプの緩やかな減速を
可能にする。

好適実施例において、軸に連結した補助発電機およびそ
れらと接続したポンプ電動機は非安全級基準に合うよう
に設計される。代替実施例では、これらの構成部はすべ
て安全級構成部として設計される。

図面による発明の詳細な説明第１図は従来構成の簡易沸騰水型原子炉２の簡単な構成
図である。原子炉２には原子炉圧力容器４が含まれ、そ
の中に炉心６が配置されている。この炉心は冷却水８で
覆われ、この水は正常運転中に供給されて循環する。次
に正常運転を簡単に要約する。第１図に示すように、原
子炉２からの蒸気がタービン24に送り込まれる。タービ
ン24はその主回転軸32を介して発電機30に連結されてい
る。発電機30の出力側は発電所主電源50に接続されてい
る。

タービン24の排気は湿り蒸気の形態で復水器44に供給さ
れる。復水器44からの復水は復水ポンプ18の吸入口に流
入する。

復水ポンプ18から出た復水は給水ポンプ16の吸入口に供
給される。給水ポンプ16は給水のヘッドを原子炉容器圧
力以上に高めそして給水を給水管路38を経て原子炉容器
４に戻し、こうして蒸気サイクルを完了する。

冷却材インベントリー喪失事故が起こると、原子炉容器
は減圧弁90とサプレッションプール10への通気管路92と
により減圧される。減圧が適度に進んだ時、原子炉２は
逆止め弁94を経るサプレッションプール冷却材の重力注
入によって冷却される。

支援冷却は、従来、主電源50からの電力を給水（冷却）
系200に供給することによって行われてきた。非常電力
は、連結された主発電機30またはグリッドから、あるい
はディーゼル発電機（図示せず）から供給され得る。

第２図は本発明の一実施例による改良非常炉心冷却系を
示す図である。第２図は本発明の一実施例による非常炉
心冷却系を有する従来の沸騰水型原子炉２を示し、この
非常炉心冷却系は低圧冷却材注入能力を特徴とするもの
である。タービン発電機24から出た蒸気は復水器44に入
る。復水貯蔵タンク41が復水器44内の復水の貯留量を補
充し、原子炉蒸気供給が隔離された時はいつでも復水器
44内に水インベントリーを補給する。

復水器44の出口は復水ポンプ18に連結されている。復水
ポンプ18の出口は二つの別々の行く先に通じている。第
１の行く先は従来のもので給水ポンプ16の吸入口であ
る。第２の行く先はバイパス管路22の逆止め弁120の上
流側である。逆止め弁120の出口は原子炉容器４の内部
に通じている。バイパス管路22と逆止め弁120は給水管
路38にまたは容器４の専用注入口に連通するように構成
され得る。

正常運転中、原子炉容器４内の圧力は復水ポンプ18の出
口圧力より高い。バイパス管路22の逆止め弁120は原子
炉容器４から復水ポンプ18への逆流を阻止する。この復
水ポンプ18と給水ポンプ16は通常直列に機能して従来の
給水流を圧送する。

第２図にさらに示すように、補助発電機34が、タービン
24に連結された主発電機30の主軸に連結されている。補
助発電機34の出力は電源36の入力になる。電源36はポン
プ発電機28の駆動に用いられる。復水ポンプ18は専ら補
助発電機34から給電される。

ポンプ電動機28は、補助発電機34より発生する電力を用
いて復水ポンプ18を駆動する。電源36は通常電動機28に
直接接続され、なんらの仲介的なスイッチ操作も母線切
換えも要しない。補助発電機34は復水ポンプ18が正常な
初期炉心冷却中に用いられる時、電動機28用の正常な短
期応答電力を供給する。補助発電機34は主タービンと主
連結発電機の回転エネルギーを電力に変換し、この変換
は、冷却材インベントリー喪失事故中の減速運動量の変
換を含む。

冷却材インベントリー喪失事故中の復水ポンプ18とバイ
パス管路22と逆止め弁120の作用は理解し得よう。詳述
すると、主発電機30が働かずそして発電所主電源50から
完全に切り離されても、補助発電機34は主軸との連結に
より利用可能な減速運動量から電力を発生し続け、従っ
て、復水ポンプ18は働き続ける。

復水ポンプ18の吐出しは一時的に遮断されるであろう。
このような遮断が起こるのは、主給水ポンプ16が停電の
ため働かなくなる可能性があるからである。従って、復
水ポンプ18はその吐出しヘッドを逆止め弁120に送り出
す。冷却材喪失事故のため、原子炉内の圧力は低下す
る。

原子炉内の圧力が復水ポンプの遮断ヘッドより低い圧力
に達すると、冷却材の炉内への流入が再び始まる。この
ような流れは復水ポンプ18の出口から管路22と逆止め弁
120を経て直接原子炉容器内に入る。後に強調するよう
に、冷却材がこのように原子炉に流入して喪失冷却材の
代りをなすことは、従来可能であったよりはるかに早く
起こる。それは、原子炉圧力が復水ポンプ18の遮断ヘッ
ドより低くなる瞬間に起こる。

発明者は冷却材を原子炉容器４に供給するために既設の
復水ポンプ18を好んで用いてきた。ある原子炉設計で
は、この機能を達成するために別の専用の低圧噴射ポン
プ48と駆動用電動機58を設けることが望ましいかもしれ
ないことを認識されたい。このような実施例を第３図に
示す。

第３図は本発明の代替実施例の冷却材流を示す。低圧噴
射ポンプ48は復水器44から導かれた冷却材を取入れて排
出し、この排出された冷却材は噴射管路23と噴射用逆止
め弁21を通って原子炉容器４に入る。低圧噴射用の電動
機58とポンプ48は従来の原子炉水位指示器からの信号に
応じて働かされる必要がある。補助発電機34は低圧噴射
ポンプ48を駆動する電動機58に電力を供給する。この代
替実施例では、新しいポンプ・電動機ユニットとその連
結配管の付加による費用増加の可能性があるが、その場
合の全系の正味費用はポンプ・電動機ユニット48/58の
寸法に従って大いに減少する可能性がある。

第３図の実施例の作用は理解しやすい。バイパス低圧冷
却材噴射（LPCI）管路23が設けられ、この管路23は、LP
CI噴射ノズルの上流に配置した常閉LPCI流噴射弁21を備
えている。LPCI噴射ノズルは原子炉容器４に配置されそ
してLPCIポンプ48の出口側に通じている。

ある状態では、冷却材喪失事故、発電所電力喪失、冷却
材インベントリー喪失事故、または他のこのような非常
炉心冷却事故は（最悪の場合）原子炉への正常な給水供
給を損なうおそれがある。原子炉２は、従来の検知器に
より、冷却材インベントリー喪失状態を検知し、そして
原子炉２内の水位がレベル１に達すると、順に開かれる
複数の減圧弁90により減圧を始める。原子炉２が減圧し
て、ポンプ48により生ずるポンプ遮断ヘッドにほぼ達す
ると、バイパス管路噴射弁21が開いてポンプ圧送復水を
原子炉に入れる。原子炉がさらに減圧すると、LPCI流は
増加する傾向をもつ。この結果は、ポンプ背圧が減るに
つれ終始体積増加をもたらす遠心ポンプの特性によって
生ずる。しかし、LPCI流の増加は（LPCI電動機制御によ
り）、タービン発電機軸受損失と風損及びポンプ圧送用
エネルギーの消耗の結果としての主タービン発電機の回
転速度の減少（コーストダウンまたはスピンダウンと呼
ばれる減速）によって部分的に相殺され得る。

設計上最も厳しい仮想事故の場合、原子炉の正常状態
（1020psig）からLPCI流噴射開始可能圧力（LPCIポンプ
48の最適設計に基づき600psig以下）までの減速は約１
分を要する。その後、LPCI流が原子炉容器に入り始め
る。同じ厳しい仮想事故の場合、原子炉は次の４分間に
わたって減圧し、サプレッションプール10からの水が原
子炉に流入し始める圧力に達する。

第１図の従来の簡易沸騰水型原子炉の場合、主タービン
発電機が発電所主電源50に電力を供給する。発電所主電
源50は正常運転中給水ポンプ16と復水ポンプ18に電力を
供給する。冷却材インベントリーの支援補給のため、グ
リッド電源および（または）非安全級ディーゼル発電機
が、利用可能な限り、母線切換えにより給水ポンプと復
水ポンプに接続され、冷却材インベントリー喪失事故中
に必要なポンプ圧送用の代替電力を供給する。従って、
本発明による支援非常冷却用の電力供給は、ディーゼル
発電機の始動を要しないため、および（または）外部の
原因による停電をこうむりやすい電気母線からの母線切
換えを無くするので、所要給電の持続期間にわたって本
来比較的信頼性が高いことが認識されたい。

第２図に示すように、低圧冷却材噴射を可能にする非常
冷却材噴射用電力供給は、補助発電機34から復水ポンプ
18までの専用の切換えられない正常および非常電力によ
るものである。補助発電機34はまた正常および非常電力
を非常炉心冷却系の選択された他の負荷60に供給し得
る。

正常運転中、給水ポンプはかなりの電力（数メガワット
程度）を受け、発電所主電源50から正常電線路により給
水ポンプ16の駆動電動機26の入力部に給電される。本発
明によれば、専用の正常電力と短期非常電力を補助発電
機34から給電路を経て複数の個別電動機およびそれらと
関連する冷却材噴射ポンプの入力部に送ることができ
る。例えば、給水駆動式ジェットポンプ再循環系付きBW
Rの場合のように給水を沸騰水型原子炉内の再循環流の
付勢に用いる場合、短期連続給水噴射が可能であるとい
う特徴は極めて望ましい。

本発明は、冷却材喪失事故中に生ずる短時間の減圧中こ
のような原子炉内で冷却材強制循環を保ち得る能力をも
たらす。

第４図は、通気系を重力駆動式冷却系とともに用いる従
来の簡易沸騰水型原子炉の原子炉減圧曲線を示すグラフ
である。このグラフはまた本発明による改良系を用いた
場合を示す。この改良系は通気系と重力駆動系を用いる
とともに、低圧冷却材短時噴射能力を活用し、冷却材イ
ンベントリー喪失事故の初期における減圧状態中に復水
を原子炉容器内に噴射する。

第４図に示すように、時点t₀は非常炉心冷却を要する事
態の発生時点を表す。時点t₀に達するまで、原子炉容器
内の圧力は通気開始時点の約1000psigである。従来の沸
騰水型原子炉用重力駆動冷却系によれば、原子炉容器は
通気系を用い約10〜12分間に約30psigまで減圧される。

本発明の改良性能を第４図に破線で示す。第２図か第３
図の構成により非常電力供給系と復水（低圧）ポンプを
用いて復水を原子炉容器内に戻す。復水のこのような導
入は、冷却材を注入すべき原子炉容器内の圧力が復水
（低圧）ポンプの遮断ヘッドすなわち約600psigに達し
た時に起こる。この初期の冷却材流導入の場合に認識す
べき重要なことは、原子炉容器の減圧曲線を加速し得る
ことである。詳述すると、原子炉容器は従来系統の場合
より数分早い時点t₂のあたりで30psigに減圧され得る。
冷却材の噴射とその結果としての比較的急速な減圧は、
TAFからレベル１までの区域内とサプレッションプール
内に必要な冷却材の量を減らしやすくする。この短時間
の減圧はまた、減圧系に要する弁の数と通気能力を減ら
し得る。

タービン発電機の減速エネルギーを４分間用いてLPCIポ
ンプ（第３図の実施例の場合）または復水ポンプ（第２
図の実施例の場合）によって送給される水は、信頼しう
る廉価な短時非常冷却材となる。この冷却材はTAFとレ
ベル１の間の貯留体積に対してかなりの余裕をもって噴
射される。

炉内の全水量は減少することをさらに理解されたい。こ
の減少は少なくとも次の３つの理由で起こる。

第１に、各LPCIポンプ（復水ポンプ）は公称50％定格給
水流を生ずる。

第２に、容器圧力を30psigまで下げるのに必要な減圧時
間、すなわち、原子炉冷却材インベントリーの放出が減
圧弁による冷却材の通気によって起こる期間は、噴射が
無い場合の10〜12分に比べて４分に制限される。

最後に、原子炉に冷却材を補給するために多数のLPCIポ
ンプおよび（または）復水ポンプを利用し得る。

前述のように、所要水量を供給するには、定格給水流を
１分間だけ送給すればよい。これに対応して、従来のSB
WR型原子炉におけるTAFとレベル１の間の冷却材体積を
減らし得る。すなわち、ただ１個のLPCIポンプ（または
復水ポンプ）しか利用できないと仮定した場合でも、そ
の結果生ずる流量（50％）と持続時間（４分）の積は２
分間の定格流ということになり、これは最小限である。

非常炉心冷却を要する事故の初期において、LPCI噴射の
開始前に、上記のようなポンプに通例設けられる再循環
管路が吐出し流の小部分をポンプ入口に還流させること
に注意されたい。（この種の管路配設は、無用ヘッドの
ポンプ圧送流体の好ましくない過熱を防ぐ従来の技術慣
例である）従って、本発明によれば、所要噴射流の量は、無限に長
い時間途絶えない冷却材流噴射を要するBWR/3〜BWR/6型
BWR設計に対して少ないことがわかる。仮想事故の最悪
の場合でも５分を超えないと言われる問題の期間中に要
するポンプ圧送エネルギーの全量はかなり少ないので、
本発明は主タービン発電機の減速エネルギーを事実上コ
ストのかからない確実な非常電源として用いることがで
きる。

代表的なBWR発電所のタービン発電機は、その負荷から
切離されると、タービン発電機回転装置がタービン発電
機軸の緩速回転を保つように働き始める速度まで減速す
るのに通例40分も必要とする。この減速は、軸受からの
摩擦抗力と、主復水器によって保たれる低圧（通例２〜
３インチHg）において回転するタービン発電機羽根によ
る風損との組合せによって発生する。例えば、600MWeの
タービン発電機の場合、1500rpm（50サイクル）/1800rp
m（60サイクル）の初期自由回転速度で約1.5MWeに相当
する抗力が生ずる。（実際には、タービン発電機がその
負荷から切離されると、タービン発電機ケーシング内の
残留蒸気により、瞬間的にタービン発電機が過大速度状
態になるので、速度は実際上さらに高い速度から始ま
る。）主軸に連結された補助発電機にて取り出され、そして電
気的に接続されたLPCIポンプおよび（または）復水ポン
プによって消費されるエネルギーの量は、タービン発電
機軸受損失および風損と同程度である。従って、LPCIポ
ンプおよび（または）復水ポンプによって４分か５分間
吸収される全エネルギーは、タービン発電機の減速から
得られる全エネルギーに対して適度であることがわか
る。

本発明のある特殊な適用においてタービン発電機装置の
回転エネルギーが所望の短時間冷却材噴射用の全ポンプ
負荷に不十分である場合、適当な寸法のはずみ車をター
ビン発電機装置に付けて必要な追加回転エネルギーを供
給し得る。

給水系の復水ポンプの下流に配置した給水ポンプの可変
速度駆動手段に短時間電力を供給するために軸連結補助
発電機から非常電力を供給することは本発明の範囲内に
あることである。その結果、原子炉給水噴射管路が閉ざ
されないような所外電力損失事故の場合において原子炉
内への給水流入を継続し得る。このような状態では、給
水の連続供給は安全限度に対して余裕のある状態の維持
に重要であろう。一例として、もしSBWR型原子炉の炉心
再循環流が給水駆動式ジェットポンプによる強制循環型
のものであれば、本発明による前述の方式で駆動用電力
を給水ポンプに供給することは前述の利点をもたらす。

補助発電機を用いて他の既設または新設の非常炉心冷却
負荷に給電することも可能である。これらの負荷は、電
動機により働く弁の開閉、あるいは高所のサプレッショ
ンプールから原子炉容器内への冷却材の強制噴射用の動
力を供給して原子炉容器の減圧を加速することを包含す
る。また、原子炉容器圧力がLPCIポンプの遮断ヘッド以
下に下がるまでLPCIポンプ（第３図の実施例）を始動に
切換えないことなどによって短期電源の有用エネルギー
を保存することも可能である。さらに、設計上の拘束に
戻づき給水ポンプと復水ポンプを組合わせて用いるかま
たは使用時間を互違いにして用いることも可能である。
また、別の専用LPCIポンプと、常用復水管路に連通する
噴射管路を用いることも本発明の範囲内で可能である。

補助発電機から電力を発電所主切換母線に送ることも本
発明の範囲内にある。正常運転中は、この主切換母線に
給電している主連結発電機から直接電力を復水ポンプに
供給できる。冷却材インベントリー喪失事故の発生後、
主切換母線は、電力が補助発電機から供給されるように
切換わり得る。この方式は明らかに、なんらの切換えも
要しない実施例の特徴である高い信頼性に欠けるもので
ある。

本発明の範囲内で他の様々な改変が可能であることはも
ちろんである。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来の簡易沸騰水型原子炉と、この原子炉に関
連する、正常状態および冷却材インベントリー喪失事故
状態用の非常炉心冷却系の構成図、第２図は改良簡易沸
騰水型原子炉と、本発明の一実施例による関連非常炉心
冷却系の構成図、第３図は本発明の代替実施例を示す構
成図、第４図は本発明による改良非常冷却材噴射を施す
場合と施さない場合の簡易沸騰水型原子炉の炉内減圧曲
線を示すグラフである。 2:沸騰水型原子炉、16:給水ポンプ、18:復水ポンプ、2
1:逆止め弁、22:バイパス管路、23:噴射管路、24:ター
ビン、28:ポンプ電動機、30:発電機、34:補助発電機、3
6:電源、44:復水器、48:低圧噴射ポンプ、58:電動機、1
20:逆止め弁。

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】冷却水を炉内で加熱することによりタービ
ンおよびそれに連結した主発電機を駆動して出力を供給
するような原子炉において、冷却材インベントリー喪失
事故中冷却水を前記原子炉に供給する非常冷却材噴射装
置であって、前記タービンに連結した前記主発電機に機
械的に連結され前記タービンと前記連結主発電機の回転
エネルギーを電力に変換し、この変換は前記タービンと
前記連結主発電機の減速運動量を電力に変換することを
包含するような第２発電機と、前記原子炉用の冷却材源
に連結された入口と前記冷却材を前記原子炉の内部に送
給するための出口とを有する原子炉冷却材噴射ポンプ
と、前記原子炉冷却材噴射ポンプに直結されて前記冷却
材噴射ポンプを駆動するポンプ電動機と、前記第２発電
機に源を発しそして電力を前記原子炉冷却材噴射ポンプ
に直結した前記ポンプ電動機に供給する専用電源とを備
え、これにより、冷却材インベントリー喪失事故中前記
タービンと前記連結主発電機の減速運動量を用いて炉心
冷却材を前記原子炉に供給し得るようになっている非常
冷却材噴射装置。
【請求項２】前記原子炉冷却材噴射ポンプは復水ポンプ
である、請求項１記載の発明。
【請求項３】前記原子炉冷却材噴射ポンプの前記出口は
下流側の給水ポンプをバイパスする管路を具備する、請
求項２記載の発明。
【請求項４】前記専用電源は前記第２発電機から前記ポ
ンプ電動機までの直接的な電気接続手段を含む、請求項
１記載の発明。
【請求項５】電力を主グリッドに供給する原子炉発電装
置であって、原子炉と、この原子炉から主タービンへの
蒸気出口と、電力を出力グリッドに供給するためのター
ビンおよびそれに連結した主発電機と、前記タービンか
ら蒸気を受入れそして復水を生ずる復水器と、復水を前
記復水器から前記原子炉の内部に供給する復水・給水装
置とを含む原子炉発電装置において、前記復水・給水装
置が、冷却材を得るために前記復水器に連結された入口
と冷却材を前記原子炉の内部に導く出口とを有する原子
路冷却材噴射ポンプと、前記タービンと前記連結主発電
機に機械的に連結され前記タービンと前記連結主発電機
の回転エネルギーを電力に変換し、この変換は前記主タ
ービンと前記連結主発電機の減速運動量を電力に変換す
ることを包含するような第２発電機と、前記原子炉冷却
材噴射ポンプを駆動する復水ポンプ電動機と、前記第２
発電機に源を発しそして電力を前記原子炉冷却材噴射ポ
ンプに直結した前記復水ポンプ電動機に供給する専用電
源とを設け、これにより、冷却材インベントリー喪失事
故中前記主タービンと前記連結主発電機の減速運動量を
用いて炉心冷却材を前記原子炉に供給し得るようにした
点に特徴のある原子炉発電装置。
【請求項６】前記復水・給水装置は、前記復水器に対す
る吸入口と出口とを有し前記原子炉冷却材噴射ポンプと
して働く復水ポンプと、前記復水ポンプと直列に連結さ
れ前記復水ポンプの出口側に入口を有しかつ正常運転中
給水を前記原子炉に送給するための給水出口を有する給
水ポンプとを含み、前記復水ポンプは前記給水ポンプを
バイパスする出口を有し、前記復水・給水装置はまた、
前記原子炉と前記給水ポンプの出口から前記復水ポンプ
への逆流を防ぐために前記復水ポンプ出口に設けた手段
を含み、これにより、前記復水ポンプは冷却材インベン
トリー喪失事故中前記タービンと前記連結主発電機の減
速運動量を用いて冷却材を前記給水ポンプをバイパスす
るように前記原子炉に供給する、請求項５記載の発明。
【請求項７】出力をグリッドに供給する主発電機に連結
したタービンを駆動するために冷却水を加熱して蒸気に
し、しかも、炉心を冷却水噴射装置によって冷却するよ
うにした原子炉において、冷却材インベントリー喪失事
故中前記冷却水噴射装置を働かせる方法であって、第２
発電機を設けることと、前記第２発電機を前記タービン
と前記連結主発電機に機械的に連結することと、この機
械的に連結した第２発電機を用いて前記タービンと前記
連結主発電機の回転エネルギーを電力に変換するに際
し、前記機械的連結第２発電機を介して前記タービンと
前記連結主発電機の減速運動量を電力に変換すること
と、入口と出口を有する原子炉冷却材噴射ポンプを設け
ることと、前記入口を冷却材源に連結することと、前記
出口を前記原子炉の内部に連結することと、前記原子炉
冷却材噴射ポンプを駆動する電動機を設けることと、前
記原子炉発電装置の運転中前記第２発電機から前記電動
機へ電力を供給し、これにより、前記原子炉冷却材噴射
ポンプの入力が前記タービンと前記連結主発電機の減速
運動量から生じた電力を含むようにすることを包含する
方法。
【請求項８】原子炉内に冷却水を供給することと、炉内
で前記冷却水を部分的に加熱して蒸気にすることと、蒸
気を受入れ、出力をグリッドに供給する連結主発電機を
駆動するタービンを設けることと、前記タービンから蒸
気を受入れそして原子炉帰還用冷却材を生ずる復水器を
設けることと、前記復水器から冷却材を受入れる入口と
出口とを有する復水ポンプを設けることと、前記復水ポ
ンプの出口から冷却材を受入れそして冷却材を炉内に再
導入する給水ポンプを設けることを包含する方法によっ
て冷却される炉心を有する型の原子炉において、冷却材
インベントリー喪失事故を抑制する方法であって、冷却材インベントリー喪失事故発生時に前記原子炉を減
圧することと、前記復水ポンプの出口から前記原子炉の
内部へ延在しそして一方向流を通して前記復水ポンプ内
への逆流を防ぐようなバイパス管路を設けることと、前
記タービンと前記連結主発電機に機械的に連結されそし
て前記連結主発電機とは別に出力を発する第２発電機を
設けることと、前記第２発電機を用いて前記タービンと
前記連結主発電機の減速運動量を電力に変換すること
と、電力を前記第２発電機から前記復水ポンプへ供給す
ることと、冷却材インベントリー喪失事故中前記供給電
力によって前記復水ポンプを駆動することと、前記原子
炉の圧力が前記復水ポンプの遮断ヘッド以下に下がった
時、前記復水ポンプを使って冷却材を前記原子炉内に噴
射することを包含する方法。
【請求項９】電力送給のために共通軸上で主発電機に連
結されたタービンに蒸気を供給する沸騰水型原子炉を有
する原子力発電装置において、かかる原子炉は正常時に
は複数のポンプを含む強制循環冷却装置によって冷却さ
れるが、冷却材インベントリー喪失事故中非常炉心冷却
装置によって冷却され、非常炉心冷却電源は、前記ター
ビンと前記連結主発電機の減速運動量を電力に変換する
ために前記タービンと前記連結主発電機の前記共通軸に
連結された補助発電機と、電力を前記補助発電機から前
記非常炉心冷却装置に供給する専用電源装置とからな
り、これにより、冷却材インベントリー喪失事故中前記
タービンと前記連結主発電機の減速運動量を用いて前記
原子炉内への非常冷却材噴射をなしうることを特徴とす
る原子力発電装置。