JPH0756520B2 - 原子炉圧力容器及び付属配管の耐圧試験方法 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 「産業上の利用分野」 本発明は原子炉圧力容器及び付属配管の耐圧試験方法に
関するものである。

「従来の技術とその問題点」 原子炉圧力容器の付属配管は、原子炉の運転開始前等に
所要の耐圧試験を実施して、その健全性を確認するよう
にしている。

沸騰水型原子炉における原子炉圧力容器及び付属配管の
耐圧試験方法の従来例について、第２図に基づいて説明
すると、原子炉圧力容器１の中に給水手段２によって水
（純水）を充満するとともに、その給水の途中で加熱手
段３により試験適温まで加熱した後、加圧手段４を作動
させて、試験圧力、例えば水圧115kg/cm²まで高めて耐
圧試験を実施するものであり、そして、第２図に鎖線で
示すこれらの手段、つまり給水手段２と加熱手段３と加
圧手段４とは、それぞれ沸騰水型原子力プラント本来の
設備に関係なく仮設されるものである。

また、前記給水手段２は、純水タンク５の純水をポンプ
６により濾過水タンク７に送り込んで濾過した後、濾過
水を矢印で示すように、加熱手段３に送り出すものであ
り、該加熱手段３は、濾過水をミキシングタンク８に貯
留するとともに、その貯留水に蒸気供給系（補助ボイラ
等）９から蒸気を送り込んで試験適温まで加熱し、ポン
プ６の作動により、矢印で示すように、適温水を仮設配
管10を経由して原子炉格納容器11の中の原子炉冷却水再
循環系12に合流させ、該原子炉冷却水再循環系12のポン
プ吐出側配管を経由して、矢印で示すように原子炉圧力
容器１へ送り込む。そして、原子炉圧力容器１に貯留さ
れた水は、再び循環するために、原子炉圧力容器１の下
鏡、原子炉冷却水浄化系13の配管の一部を経由して、原
子炉圧力容器１の外へ抜き出され、仮設配管10により原
子炉格納容器11の外の前記ミキシングタンク８に戻さ
れ、再び加熱、循環させられる。また、加熱手段３を作
動させた場合の戻り水は、原子炉圧力容器１の上鏡から
他の仮設配管14により原子炉格納容器11の中の仮設配管
10に合流させることができるとともに、主蒸気配管15及
び原子炉隔離時冷却系16から引き出して、仮設配管10に
合流させることもできるようにしている。

さらに、前記加圧手段４を実施する場合は、各弁17を閉
塞した状態として、加熱手段３から吐出された加熱水を
仮設配管10の途中等から分岐配管18によりプランジャポ
ンプ19に導き、該プランジャポンプ19により加圧水を発
生させて、該加圧水をヘッダ20、加圧水供給管21を経由
して原子炉冷却水再循環系12に送り、原子炉冷却水再循
環系12のポンプ吸引側配管、原子炉冷却水再循環用ポン
プ22、ポンプ吐出配管を経由して、矢印で示すように原
子炉圧力容器１へ送り込み、必要とする圧力まで高める
ものである。第２図中、太線の配管は、耐圧試験の対象
部分である。

なお、耐圧試験終了後において、原子炉圧力容器１の中
の水は、排水配管23によって抜き取られ、機器サンプタ
ンク24に落とされて処理される。また符号25は給水系、
符号26は高圧炉心スプレ系、符号27は低圧炉心スプレ
系、符号28は原子炉残留熱除去系、符号29はほう酸水注
入系を表している。

しかしながら、このような試験方法であると、原子炉の
構築作業と平行して、仮設設備を組み立てて使用しなけ
ればならないために、特に第２図に鎖線で示した仮設部
分の資材及び取り付け解体工数が大きくなって、工期が
長くなるとともに、原子炉の構築作業との相互干渉を生
じ易いという問題点があり、加熱手段３を作動させるた
めに、補助ボイラを運転して加熱蒸気を発生させなけれ
ばならず、コスト上昇を招く等の問題点を生じるもので
あった。

「発明の目的とその達成手段」 本発明は、このような従来技術の問題点を有効に解決し
て、仮設設備の設置をほとんど不要とするとともに、工
期の短縮、コストの低減等を可能とするものであり、こ
のため、復水供給水系から原子炉圧力容器等に給水し、
該原子炉圧力容器の貯留水の一部を原子炉残留熱除去系
等により循環させるとともに、該循環用ポンプ及び循環
水のジュール熱、つまり原子炉残留熱除去系用ポンプの
エネルギ損失により生じる熱と、循環水の循環中のエネ
ルギ損失により生じる熱とによって循環水を加熱し、試
験適温の循環水が満たされた原子炉圧力容器及びその付
属配管と、復水供給系及び原子炉残留熱除去系との間
を、弁により閉塞した状態で、ほう酸水注入系のほう酸
水注入系用ポンプの作動により加圧水を原子炉圧力容器
に送り、原子炉圧力容器及びその付属配管を試験圧力ま
で加圧する如くしているものである。

「実施例」 以下、本発明の原子炉圧力容器及び付属配管の耐圧試験
方法の一実施例を第１図に基づいて説明する。なお、従
来例と共通する部分には、同一符号を付して説明を簡略
化する。

該一実施例においても、給水手段２と加熱手段３と加圧
手段４とをそれぞれ有しているが、これらの手段は、原
子炉に本来設備として設置されているものを組み合わせ
て構成するようにしているものであり、給水手段２は復
水供給水系30、加熱手段３は原子炉残留熱除去系28、加
圧手段４はほう酸水注入系29を使用する基本構成であ
る。

即ち、給水手段２は、原子炉の運転開始前（核加熱開始
前）の状態で、復水供給水系30における復水貯留タンク
31の貯留水を、復水供給水系用ポンプ32により送り出し
て、原子炉残留熱除去系28の配管の一部と、原子炉冷却
水再循環系12における吐出配管の一部を経由させて、原
子炉圧力容器１の中に矢印で示すように送り込むもので
あり、この場合の空気抜き及び溢れた水の処理は、原子
炉圧力容器１の上鏡から、ベント配管33によって前記機
器サンプタンク24に導かれ、原子炉圧力容器１等の残留
空気をなくすようにしている。

前記加熱手段３は、給水手段２と加熱手段３の配管との
接続を弁17によって遮断し、次いで、原子炉残留熱除去
系28を循環状態として温度上昇を図るものであり、この
場合、原子炉残留熱除去系28の熱交換器34を非運転状態
としておいて、原子炉残留熱除去系用ポンプ35を運転
し、給水手段２によって水張り状態となった原子炉圧力
容器１及びこれに連通している配管に、水を送り込むと
ともに、再び原子炉残留熱除去系用ポンプ35に戻る循環
を行ない、該循環用ポンプ（第１図では原子炉残留熱除
去系用ポンプ35）のジュール熱及び循環水の通水による
ジュール熱により、循環水の温度を徐々に上昇させ、目
的とする耐圧適温まで導くものである。上述のジュール
熱とは、仕事熱であり、ポンプが水を駆動する際や循環
水が流路を挿通する際の摩擦等によって消費されるエネ
ルギ損失分の発生熱のうち、循環水に伝達される熱を意
味している。

前記加圧手段は、加熱手段３の実施工程で開放状態とし
た弁17を閉塞して、ほう酸水注入系29のほう酸水注入系
用タンク36に、少量の純水を貯留しておいて、ほう酸水
注入系用ポンプ37を運転することにより、加圧水を矢印
で示すように、直接的に原子炉圧力容器１の中に送り込
み、耐圧試験を実施するものである。なお、加圧手段４
におけるほう酸水注入系用ポンプ37は、非常時に原子炉
圧力容器１の中にほう酸水を送り込む加圧能力を有して
いるために、単独で耐圧試験時の圧力発生を行ない得る
ものであるが、第１図に鎖線で示すように、ほう酸水注
入系用ポンプ37の仕様に応じて、従来例に準じた仮設の
プランジャポンプ19を設けて、加圧手段４の補助をさせ
ることもあり得る。または、制御棒駆動系用ポンプを使
用してもよい。

なお、本発明は、次の実施態様を包含するものである。

（ｉ）原子炉残留熱除去系用ポンプ35の運転による加熱
に加えて、原子炉冷却水再循環系12における原子炉冷却
水再循環系用ポンプ22を併用運転して、そのジュール熱
により水温を上昇させるようにすること。あるいは、循
環路を形成し得る他のポンプを使用すること。

（ii）給水手段２において、復水供給水系30の使用によ
り低圧炉心スプレ系27の配管を使用する等により給水を
行なうこと。

（iii）加圧手段は、ほう酸水注入系用ポンプに準じた
高圧を発生し得るものを使用すること。

（iv）原子炉圧力容器１の排水は、原子炉冷却水再循環
系12または原子炉残留熱除去系28の配管を経由して行な
うこと。

「発明の効果」 以上説明したように、本発明の原子炉再循環系の耐圧試
験方法によれば、次のような効果を奏することができ
る。

給水手段と加熱手段と加圧手段とがそれぞれ原子炉の
本設設備を使用して行なわれるため、従来例と比較し
て、膨大な仮設設備が不要となり、資材の低減、取り付
け、解体工数の大幅な削減ができる。

上記により、据え付け工法が改善されて、工期の短縮
が可能となる。

加熱手段として、ジュール熱、つまり、ポンプが水を
駆動する際や循環水が流路を挿通する際の摩擦等によっ
て消費されるエネルギ損失分の発生熱のうち、循環水に
伝達される熱を利用するものであるから、補助ボイラの
運転を省略または低減することができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明における原子炉圧力容器及び付属配管の
耐圧試験方法の一実施例を示す配管系統図、第２図はそ
の耐圧試験方法の従来例を示す配管系統図である。 １……原子炉圧力容器、２……給水手段、３……加熱手
段、４……加圧手段、５……純水タンク、６……ポン
プ、７……濾過水タンク、８……ミキシングタンク、９
……蒸気供給系、10……仮設配管、11……原子炉格納容
器、12……原子炉冷却水再循環系、13……原子炉冷却水
浄化系、14……仮設配管、15……主蒸気配管、16……原
子炉隔離時冷却系、17……弁、18……分岐配管、19……
プランジャポンプ、20……ヘッダ、21……加圧水供給
管、22……原子炉冷却水再循環用ポンプ、23……排水配
管、24……機器サンプタンク、25……給水系、26……高
圧炉心スプレ系、27……低圧炉心スプレ系、28……原子
炉残留熱除去系、29……ほう酸水注入系、30……復水供
給水系、31……復水貯留タンク、32……復水供給水系用
ポンプ、33……ベント配管、34……熱交換器、35……原
子炉残留熱除去系用ポンプ、36……ほう酸水注入系用タ
ンク、37……ほう酸水注入系用ポンプ。

Claims (2)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】復水供給系（30）から原子炉圧力容器
   （１）に給水し、該原子炉圧力容器の貯留水の一部を原
   子炉残留熱除去系（28）の原子炉残留熱除去系用ポンプ
   （35）の作動により循環させるとともに、該原子炉残留
   熱除去系用ポンプのエネルギ損失により生じる熱と、循
   環水の循環中のエネルギ損失により生じる熱とによって
   循環水を加熱し、試験適温の循環水が満たされた原子炉
   圧力容器及びその付属配管と、復水供給系及び原子炉残
   留熱除去系との間を、弁（17）により閉塞した状態で、
   原子炉圧力容器及びその付属配管を試験圧力まで加圧す
   ることを特徴とする原子炉圧力容器及び付属配管の耐圧
   試験方法。
2. 【請求項２】復水供給系（30）から原子炉圧力容器
   （１）に給水し、該原子炉圧力容器の貯留水の一部を原
   子炉残留熱除去系（28）の原子炉残留熱除去系用ポンプ
   （35）の作動により循環させるとともに、該原子炉残留
   熱除去系用ポンプのエネルギ損失により生じる熱と、循
   環水の循環中のエネルギ損失により生じる熱とによって
   循環水を加熱し、試験適温の循環水が満たされた原子炉
   圧力容器及びその付属配管と、復水供給系及び原子炉残
   留熱除去系との間を、弁（17）により閉塞した状態で、
   ほう酸水注入系（29）のほう酸水注入系用ポンプ（37）
   の作動により加圧水を原子炉圧力容器に送り、原子炉圧
   力容器及びその付属配管を試験圧力まで加圧することを
   特徴とする原子炉圧力容器及び付属配管の耐圧試験方
   法。