JPH083551B2 - 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係、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
の構築作業を平行して、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等を生じていた。

「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、復水供給系から原子炉圧力容器等に給水する
とともに、該給水をプラント補助蒸気系によって試験適
温まで加熱し、試験適温の給水がなされた原子炉圧力容
器及びその付属配管と、復水供給系との間を、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点では、第２図の従来
例と共通しているが、一実施例におけるこれらの手段
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おり、給水手段２は復水供
給系30、加熱手段３は復水供給系30及びプラント補助蒸
気系31、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と加熱手段３とは、原子炉の運転開
始前（核加熱開始前）の状態で、復水供給系30における
復水貯留タンク32の中の熱交換部33に、プラント補助蒸
気系31の加熱蒸気を送り込んで、貯留水の温度を高めた
状態とし、復水供給系用ポンプ34により矢印で示すよう
に送り出し、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35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。また、前記加熱
手段３の実施に際して、必要に応じて原子炉残留熱除去
系28を作動させて、矢印で示すような循環状態を形成し
て、原子炉圧力容器１の内部温度の均一化を図ることが
できる。この場合、原子炉残留熱除去系28の熱交換器36
の非運転状態としておいて、原子炉残留熱除去系用ポン
プ37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37
に戻る循環を行なうか、あるいは、破線の矢印で示すよ
うに、原子炉隔離時冷却系16を経由させて、温水を送り
込むことにより、目的とする耐圧適温まで導くものであ
る。

前記加圧手段は、給水手段２、加熱手段３及び原子炉
残留熱除去系28による温水の循環等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38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39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39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
有するもので、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39の仕様に応じて、加圧手段４の補助用
として、従来例に準じた仮設のプランジャポンプ19を設
けることもあり得る。また、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）給水手段２において、復水供給系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。

（ii）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。

（iii）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、復水供給系から原子炉圧力容器等に
給水するとともに、該給水をプランと補助蒸気系によっ
て試験適温まで加熱し、該加熱後にほう酸水注入系用ポ
ンプ等の作動により加圧水を原子炉圧力容器に送り、試
験圧力まで加圧するようにしているものであるから、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、資材と低減、取り付け、解
体工数の大幅な削減ができ、これにより、据え付け工法
が改善されて、工期の短縮が可能となる等の優れた効果
を奏するものである。

【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
給系、31……プラント補助蒸気系、32……復水貯留タン
ク、33……熱交換部、34……復水供給系用ポンプ、35…
…ベント配管、36……熱交換器、37……原子炉残留熱除
去系用ポンプ、38……ほう酸水注入系用タンク、39……
ほう酸水注入系用ポンプ。

Claims (1)

【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）に給水するとともに、該給水をプラント補助蒸気
   系（31）によって試験適温まで加熱し、試験適温の給水
   がなされた原子炉圧力容器及びその付属配管と、復水供
   給系との間を、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（39）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。