CN101521049A - 被动冷却减压系统以及加压水型原子能发电厂 - Google Patents

Abstract

一种被动冷却减压系统，在低温停止了加压水型原子反应堆时减小对原子反应堆储藏容器内部设备的影响。其用于加压水型原子能发电厂，该发电厂具有：收纳由1次冷却剂冷却的堆芯的原子反应堆压力容器；对1次冷却剂压力边界进行加压的加压器；和储藏原子反应堆压力容器及加压器的原子反应堆储藏容器，该被动冷却减压系统具有：作为冷却水池的内部燃料交换用水箱；来自加压器的气相部的蒸汽供给配管；使蓄积在冷却水池中的水与在蒸汽供给配管中流动的蒸汽进行热交换的被动RHR热交换器；设置在蒸汽供给配管上的蒸汽供给阀；从被动RHR热交换器延伸到1次冷却剂压力边界的液相部即冷段配管的冷却剂返回配管；和设置在冷却剂返回配管上的出口阀。

Description

被动冷却减压系统以及加压水型原子能发电厂

技术领域

本发明涉及加压水型原子能发电厂以及其被动冷却减压系统。

背景技术

一般，在轻水反应堆(LWR)中设有紧急用堆芯冷却系统(ECCS)等安全系统。作为该安全系统，使用了泵等主动设备的原子反应堆被称为主动安全反应堆。与此相对，安全系统使用了水箱等被动设备的原子反应堆被称为被动安全反应堆。作为加压水型轻水反应堆(PWR)的代表性的被动安全反应堆，存在AP1000(例如参照非专利文献1)。

图7是现有的被动安全PWR(AP1000)所使用的原子反应堆储藏容器的纵截面图。

在AP1000中，堆芯1收纳在原子反应堆压力容器(RPV)2的内部。原子反应堆压力容器2与2台蒸汽发生器(SG)3，分别通过冷段配管(cold legpipe)4以及热段配管(hot leg pipe)5连结。并且，1次冷却剂泵(RCP)6直接设置在蒸汽发生器3的下部。构成这些1次冷却剂压力边界的设备以及配管全部储藏在原子反应堆储藏容器(CV)77的内部。

AP1000的原子反应堆储藏容器77是被称为大型干式(large dry)CV的PWR中最具有代表性的储藏容器，为铜制。采用铜制的原因是在事故时通过外气进行冷却。另外，在AP1000以外的PWR发电厂中，大型干式CV的材质为预应力混凝土制的情况较多。

在原子反应堆储藏容器77内部设置有内部燃料交换用水箱(IRWST)8。在发生了冷段配管4等断裂而冷却剂丧失的事故的情况下，该内部燃料交换用水箱8作为重力下落式ECCS起作用。该重力下落式ECCS与其它被动ECCS一起，将原子反应堆储藏容器下部水淹到比冷段配管4高的位置。

之后，成为如下设计：循环筛(screen)打开，水一直流入到原子反应堆压力容器2内并安全地进行堆芯燃料的冷却。当流入到原子反应堆压力容器2内的水被堆芯燃料的衰变热加热时产生水蒸汽，并充满原子反应堆储藏容器77的气相部，原子反应堆储藏容器77内的温度和压力上升。

在原子反应堆储藏容器77的外部设置有屏蔽建筑物71。在屏蔽建筑物71的最上部设有被动储藏容器冷却系统(PCS)冷却水池72，在其内部蓄积有PCS池水73。在LOCA时，从原子反应堆储藏容器77的上部撒布该PCS池水73。并且，从屏蔽建筑物71的外气取入口74流入的空气，通过自然循环力在挡板75和原子反应堆储藏容器77的壁面之间的空间中上升，并从位于屏蔽建筑物71最上部的外气排放口76排放到大气。成为通过该PCS池水73的撒布和空气循环来安全地冷却原子反应堆储藏容器77的设计。

这样，AP1000成为如下的设计：仅通过完全不需要外部动力电源的被动安全系统，在事故时能够以极高的可靠性对堆芯1和原子反应堆储藏容器77进行冷却。

图8是AP1000的被动残留热除去系统以及自动减压系统的系统图。

AP1000的被动残留热除去系统(被动RHR)具有被动RHR热交换器61。被动RHR热交换器61被设置为，水没在存储于内部燃料交换用水箱8中的燃料交换用水66中。内部燃料交换用水箱8设置为比操作地板90靠下方。被动RHR热水器61经由冷却剂供给配管62与热段配管5连接。在冷却剂供给配管62上设有入口阀63。并且，被动RHR热交换器61经由冷却剂返回配管65在蒸汽发生器3的出口附近与冷段配管4连接。在冷却剂返回配管65上设有出口阀64。

在通常运转时入口阀63为常开，冷却剂经由冷却剂供给配管62被常时供给到被动RHR热交换器61中。并且，在通常运转时出口阀64为常闭。

冷段配管4与原子反应堆压力容器2连接，通过1次冷却剂泵6的驱动力使由蒸汽发生器3冷却的冷却剂在原子反应堆压力容器2内循环。另外，在图8中为了方便将冷段配管4左右分开表示。并且，在图7所示的现有的AP1000中设有2台蒸汽发生器3，但此处仅表示1台蒸汽发生器3。

在发电厂进行通常运转时出口阀64被截止，被动RHR热交换器61内的冷却剂不会通过冷段配管4的内部而循环到原子反应堆压力容器2内。但是，当发生外部电源丧失或供水泵断开那种过渡变化，而2次冷却水向蒸汽发生器3的供给停止时，1次冷却剂被在堆芯1中持续产生的衰变热加热。因此，1次冷却剂利用自然循环力而通过热段配管5，并加热残存在蒸汽发生器3中的2次冷却水。在蒸汽发生器3中，1次冷却剂本身被冷却而增加密度(比重)，并通过冷段配管4而返回到原子反应堆压力容器2内。返回到原子反应堆压力容器2内的1次冷却剂再次被堆芯1的衰变热加热，而在与蒸汽发生器3之间进行自然循环。

当该过程重复一段时间时，存在蒸汽发生器3的2次冷却水蒸发枯竭、不能进行堆芯1的冷却的可能性。因此，在变得不能进行堆芯1的冷却之前，根据蒸汽发生器3的2次冷却水的水位低信号，被动RHR的出口阀64自动地成为开。由此，被动RHR热交换器61内的1次冷却剂通过冷却剂返回配管65以及冷段配管4，循环到原子反应堆压力容器2内。

在堆芯1中持续产生的衰变热，经由被动RHR热交换器61传递给蓄积在内部燃料交换用水箱8中的燃料交换用水66，在数小时后开始燃料交换用水66的蒸发。当燃料交换用水66开始蒸发时，原子反应堆储藏容器2内的环境恶化，存在对电气制品等通常设备产生影响的可能性。但是，安全上重要的设备成为能够充分适应该环境条件的设计。

产生的水蒸汽充满原子反应堆储藏容器77内，并通过外部循环空气以及PCS池73的被动储藏容器冷却功能而冷却凝结，而再次回流到内部燃料交换用水箱8内。PCS池73具有能够除去3天量的衰变热的水量，在原理上，即使交流电源丧失持续3天，通过被动RHR和被动储藏容器冷却功能的组合，也能够安全地冷却原子反应堆。

但是，该冷却功能的驱动源为基于在堆芯1产生的衰变热的1次冷却剂的自然循环力。因此，仅能够除去与衰变热相当的热量，而不能积极地将1次冷却剂减压以及低温化。因此，当交流电源丧失长期化时，1次冷却剂压力边界可能维持在150大气压左右(15.5MPa左右)的高温以及高压的状态。这种状态被称为原子反应堆的高温停止状态。

为了更可靠地进行原子反应堆的安全停止，更加希望实现1次冷却剂的减压以及低温化。这种状态被称为原子反应堆的低温停止状态。

在AP1000中，在交流电源丧失24小时以上时，为了进行低温停止，通过计时器而自动减压系统(ADS)自动地工作。在自动减压系统中存在4个阶段，自动减压系统第1段51、自动减压系统第2段52以及自动减压系统第3段53设置在加压器80的上部。自动减压系统第4段68设置在与热段配管5的冷却剂供给配管62的分支位置相同的部位上。

加压器80通过立管(riser pipe)81与热段配管5连结。在通常运转中，在加压器80内部蓄积有一半左右的1次冷却剂。加压器80内部的1次冷却剂82在通常运转时通过加热器加热到饱和状态。因此，在加压器80内的上部存在饱和蒸汽83。

ADS的自动工作，是自动减压系统第1段51、自动减压系统第2段52、自动减压系统第3段53以及自动减压系统第4段68，依次具有时间延迟地进行。当自动减压系统第1段51、自动减压系统第2段52以及自动减压系统第3段53工作时，加压器80内的饱和蒸汽83通过排出管69从内部燃料交换用水箱8内部的分布器(sparger)70排放而凝结。在该过程中当原子反应堆压力容器2被某种程度减压时，储液器84自动地工作而补充1次冷却剂的流失量。储液器84的驱动源为蓄积在内部的高压的氮气86。由此，同样蓄积在内部的冷却剂85经由注入阀87及ECCS注入配管54注入到原子反应堆压力容器2内。这时，驱动源的氮气86也流入原子反应堆压力容器2内。

当原子反应堆压力容器2的减压进行时，最后自动减压系统第4段68工作，直接排放1次冷却剂而进行原子反应堆压力容器2的完全减压。当原子反应堆压力容器2的压力充分降低时，内部燃料交换用水箱8作为重力下落式ECCS，开始向原子反应堆压力容器2内注水。在该阶段实现原子反应堆的低温停止状态。由此，极良好地实现原子反应堆的安全停止。但是，从自动减压系统第4段68持续流出的1次冷却剂，将原子反应堆储藏容器的下部完全水淹到冷段配管4的高度。因此，即使交流电源复原也难以立即恢复到输出运转。

非专利文献1：IAEA-TECDOC-1391，“Status of advanced light waterreactor designs 2004(先进轻水反应堆设计情况2004)”，IAEA，2004年5月，p.207-p.231、p.279-p.306

AP1000等现有的被动安全加压水型原子反应堆的被动残留热除去系统(被动RHR)为，基于由堆芯燃料产生的衰变热的自然循环力成为驱动源。因此，不能进行衰变热以上的除热，不能低温停止原子反应堆。

并且，在通过衰变热使1次冷却剂自然循环的被动RHR中，难以将热交换器的位置设置得比1次冷却剂的最高水位水平线(大致为加压器的通常水位水平线)高。具体来说，热交换器被设置在比加压器的通常时水位更靠下的操作地板的下部。

如果热交换器处于比加压器的水位高的位置，则冷却剂流入加压器内而不流入热交换器内。因此，需要将热交换器的位置抑制为比加压器的通常水位低。结果，热交换器和堆芯的高低差被限制为较小的大约10m，难以使基于重力的向堆芯的注入水头增大。

并且，如AP1000的被动RHR那样，当使用内部燃料交换用水箱的水时，由于该水的蒸发而可能对原子反应堆储藏容器内部的电器制品等通常设备产生影响。并且，在内部燃料交换用水箱的水沸腾，或者在最终段的自动减压系统工作而1次冷却剂被排放到原子反应堆储藏容器内，原子反应堆储藏容器内产生水蒸汽之后，需要通过被动储藏容器冷却系统(PCS)冷却原子反应堆储藏容器。因此，需要在屏蔽建筑物的顶棚部保有大量的冷却水。

在屏蔽建筑物的顶棚部应保有的冷却水量，在发电厂的电力输出为1117MWe的AP1000中不成为特别的问题。但是，为了将发电厂的电力输出例如增大到1700MWe左右，且能够持续3天进行基于被动RHR的堆芯冷却，需要在屏蔽建筑物的顶棚部确保达到大约4500m³的大量的冷却水。

发明内容

因此，本发明的目的在于，在将加压水型原子反应堆低温停止时，减小对原子反应堆储藏容器内部的设备产生的影响。

为了解决上述课题，本发明为一种在加压水型原子能发电厂中使用的被动冷却减压系统，上述加压型原子能发电厂具有：原子反应堆压力容器，收纳由1次冷却剂冷却的堆芯；加压器，对上述1次冷却剂流动的1次冷却剂压力边界内进行加压；以及原子反应堆储藏容器，储藏上述原子反应堆压力容器以及上述加压器，该被动冷却减压系统的特征在于具有：冷却水池；蒸汽供给配管，从上述加压器的气相部延伸；热交换器，使存储在上述冷却水池中的水与在上述蒸汽供给配管中流动的蒸汽进行热交换；蒸汽供给阀，设置在上述蒸汽供给配管上；冷却剂返回配管，从上述热交换器延伸到上述1次冷却剂压力边界的液相部；以及出口阀，设置在上述冷却剂返回配管上。

并且，本发明是一种加压水型原子能发电厂，其特征在于具有：堆芯，由1次冷却剂冷却；加压器，对上述1次冷却剂流过的1次冷却剂压力边界进行加压；原子反应堆储藏容器，储藏上述堆芯以及上述加压器；冷却水池；热交换器，与存储在上述冷却水池中的水进行热交换；蒸汽供给配管，从上述加压器的气相部延伸到上述热交换器；蒸汽供给阀，设置在上述蒸汽供给配管上；冷却剂返回配管，从上述热交换器延伸到上述1次冷却剂压力边界；以及出口阀，设置在上述冷却剂返回配管上。

发明的效果：根据本发明，在将加压水型原子反应堆低温停止时，能够减小对原子反应堆储藏容器内部的设备产生的影响。

附图说明

图1是本发明的加压水型原子能发电厂的第1实施方式的被动冷却减压系统的框图。

图2是本发明的加压水型原子能发电厂的第2实施方式的被动冷却减压系统的框图。

图3是本发明的加压水型原子能发电厂的第3实施方式的被动冷却减压系统的框图。

图4是本发明的加压水型原子能发电厂的第4实施方式的与原子反应堆储藏容器的纵截面一起表示的被动冷却减压系统的框图。

图5是本发明的加压水型原子能发电厂的第5实施方式的与原子反应堆储藏容器的纵截面一起表示的被动冷却减压系统的框图。

图6是本发明的加压水型原子能发电厂的第6实施方式的原子反应堆储藏容器的纵截面图。

图7是现有的被动安全PWR(AP1000)所使用的原子反应堆储藏容器的纵截面图。

图8是现有的被动安全PWR(AP1000)的被动残留热除去系统以及自动减压系统的系统图。

具体实施方式

参照附图说明本发明的加压水型原子能发电厂的实施方式。另外，对相同或者类似的构成赋予相同的符号，并省略重复的说明。

(第1实施方式)

图1是本发明的加压水型原子能发电厂的第1实施方式的被动冷却减压系统的框图。

本实施方式的加压水型原子能发电厂具有堆芯1以及收纳该堆芯1的原子反应堆压力容器2。原子反应堆压力容器2通过冷段配管4以及热段配管5而例如与2台蒸汽发生器3连结。使1次冷却剂循环到堆芯1以及蒸汽发生器3的1次冷却剂泵6，例如直接设置在蒸汽发生器3的下部。

原子反应堆压力容器2、冷段配管4、热段配管5等1次冷却剂流过的1次冷却剂压力边界，由加压器80加压。热段配管5经由立管81与加压器80连结。在通常运转中，在加压器80内部蓄积有大约一半左右的1次冷却剂。加压器80内部的1次冷却剂82，在通常运转时通过加热器加热到饱和状态。因此，在加压器80内的上部存在饱和蒸汽83。收纳堆芯1的原子反应堆压力容器2和加压器80被储藏在原子反应堆储藏容器77(参照图7)中。

本实施方式的被动冷却减压系统(PCDS)具有内部燃料交换用水箱8、被动RHR热交换器61、蒸汽供给配管32、蒸汽供给阀33、冷却剂返回配管65以及出口阀64。被动RHR热交换器61设置在内部燃料交换用水箱8的内部。

蒸汽供给配管32从加压器80的充满饱和蒸汽83的气相部延伸至被动RHR热交换器61。被动RHR热交换器61使蓄积在内部燃料交换用水箱8中的水与在蒸汽供给配管32中流动的蒸汽进行热交换。即，内部燃料交换用水箱8也可以称为能够对通过被动RHR热交换器61进行热交换的冷却水进行蓄水的冷却水池。蒸汽供给阀33设置在蒸汽供给配管32上。

冷却剂返回配管65从被动RHR热交换器61延伸至1次冷却剂压力边界的液相部即冷段配管4。出口阀64设置在冷却剂返回配管65上。

本实施方式的加压水型原子能发电厂的被动冷却减压系统，与图8所示的AP1000的被动RHR的不同点在于，例如能够将加压器80内的饱和蒸汽83直接导入到被动RHR热交换器61中而进行冷却并凝结。即，取消了AP1000中用于引导1次冷却剂的冷却剂供给配管62(参照图8)以及入口阀63(参照图8)，取而代之从加压器80的气相部分支而设置蒸汽供给配管32以及蒸汽供给阀33。

本实施方式的蒸汽供给阀33为控制阀，其开度能够调节。即，该蒸汽供给阀33是能够调节通过的蒸汽量的蒸汽调节阀。在通常时，蒸汽供给阀33成为能够供给与衰变热相当的水蒸汽的开度的开状态。由此，加压器80内的饱和蒸汽83通过蒸汽供给配管32而被导入被动RHR热交换器61中并被冷却。通过被动RHR热交换器61冷却的冷却剂(凝结水)蓄积在该被动RHR热交换器61内部。

当发生交流电源丧失或供水丧失等的过渡变化，而向蒸汽发生器3的2次侧的供水停止，并发生蒸汽发生器3的2次侧水位降低时，在通常时常闭的出口阀64自动地成为开。由此，蓄积在被动RHR热交换器61内部的冷却剂通过重力、经由冷却剂返回配管65和冷段配管4而被导入到原子反应堆压力容器2内，堆芯1被冷却。

由在堆芯1中持续产生的残留热加热的1次冷却剂，在加压器80的气相部再次变为水蒸汽，并通过蒸汽供给阀33以及蒸汽供给配管32，再次被导入被动RHR热交换器61中而被冷却并凝结。通过重复该过程，在堆芯1产生的衰变热持续地被除去。

由于蒸汽供给阀33被维持在与衰变热相当的开度，因此不会通过与衰变热相当量以上的水蒸汽，因此原子反应堆不会被需要以上地减压冷却，而能够维持高温停止状态。在该状态下，在短期间内进行了交流电源和供水的复原的情况下，通过重新启动原子反应堆，能够立即恢复到通常运转。

另一方面，在交流电源丧失经过24小时左右的长时间而没有恢复的情况下，在安全确保上希望将原子反应堆减压而成为低温停止状态。在这种情况下，在以往的使用了被动RHR的原子能发电厂中，单独通过被动RHR不能够使原子反应堆低温停止。

因此，在这种以往的使用了被动RHR的原子能发电厂中，为了使原子反应堆低温停止，需要另外使自动减压系统(ADS)工作。当自动减压系统最终使自动减压系统第4段68为止都工作并成为开时，有时1次冷却剂流出到原子反应堆储藏容器的底部，并完全水淹到冷段配管4的高度。

在使用了本实施方式的被动RHR的原子能发电厂中，通过使蒸汽供给阀33的开度进一步变大而增加水蒸汽的供给量，能够使原子反应堆减压。在电力输出大约为1700MWe的加压水型原子能发电厂的情况下，与衰变热相当的水蒸汽量大约为230t/h。另一方面，为了将大约300t的1次冷却剂减压至低温停止状态，使大约120t的1次冷却剂蒸发并凝结即可。因此，当使蒸汽供给阀33的开度成为与衰变热相当的开度的大约1.5倍时，能够在大约1小时内将原子反应堆减压为低温停止状态。

这样，通过使用本实施方式的被动冷却减压系统，能够不使自动减压系工作而使原子反应堆低温停止。因此，能够降低原子反应堆储藏容器2的下部被水淹的可能性。因此，在将加压水型原子反应堆低温停止时，能够减小对原子反应堆储藏容器内部的设备产生的影响。

因此，在交流电源丧失后，即使在经过了24小时左右以上的长时间后交流电源恢复的情况下，也能够避免发电厂较大的财产损失，因此能够在比较短的期间内使发电厂复原为输出运转。并且，在交流电源在短时间内恢复的情况下，能够立即使其复原为通常运转。即，本实施方式的加压水型原子能发电厂能够使电源供给的可靠性较高。

(第2实施方式)

图2是本发明的加压水型原子能发电厂的第2实施方式的被动冷却减压系统的框图。

本实施方式的被动冷却减压系统为，在第1实施方式的被动冷却减压系统中增加了与蒸汽供给阀33并联设置的减压阀34。蒸汽供给阀33为常开，并被调整为通过与衰变热相当的水蒸汽的开度。为了将水蒸汽的流量正确地限制为与衰变热量相当，也可以与蒸汽供给阀33串联地设置节流孔(未图示)。使减压阀34为常闭。

在这种加压水型原子能发电厂中，在将原子反应堆维持为高温停止的情况下，打开蒸汽供给阀33，并关闭减压阀34。通过保持打开蒸汽供给阀33的状态使减压阀34为开，能够增加通过蒸汽供给配管32的蒸汽量。由此，能够将原子反应堆低温停止。即，能够不连续地调节蒸汽供给阀33等阀的开度，而能够通过阀的开闭使发电厂的运转状态变化。因此，能够更可靠地区分使用系统的运转状态。

在成为避开急速的减压而使原子反应堆平稳地减压的设计的情况下，也可以并列设置多个减压阀34，通过依次打开而逐渐增加阀数量，能够进行原子反应堆的平稳的减压。

(第3实施方式)

图3是本发明的加压水型原子能发电厂的第3实施方式的被动冷却减压系统的框图。

本实施方式的被动冷却减压系统具有被动冷却减压系统(PCDS)池35以及PCDS热交换器37。在PCDS池35中蓄积有PCDS池水36。PCDS热交换器37设置在PCDS池35的内部。即，PCDS池35是能够对通过PCDS热交换器37进行热交换的冷却水进行蓄水的冷却水池。

蒸汽供给配管32从加压器80的充满饱和蒸汽83的蒸汽相延伸至PCDS热交换器37。蒸汽供给阀33设置在蒸汽供给配管32上。冷却剂返回配管65从PCDS热交换器37延伸至构成1次冷却剂压力边界的冷段配管4。出口阀64设置在冷却剂返回配管65上。

PCDS热交换器37具有上部盖38和下部盖39，在其之间设置有形成为O字形的O型配置的热交换器管40。第1实施方式的被动冷却减压系统的热交换器即被动RHR热交换器61，采用仅在一侧设置了热交换器管的C型配置。与之相对，在本实施方式的被动冷却减压系统的热交换器中使用的O型配置的热交换器管40，具有能够进一步增大传热面积的优点。

PCDS池35与内部燃料交换用水箱8相独立地设置，该内部燃料交换用水箱8在第1实施方式中用作为对被动冷却减压系统的冷却水进行蓄水的冷却水池。该PCDS池35被设置于在垂直方向上比内部燃料交换用水箱8高的位置。例如PCDS池35被设置为比操作地板90靠上部。

为了通过自然循环力将1次冷却剂保持水的状态导入被动冷却减压系统的热交换器，需要将该热交换器的位置设置为比1次冷却剂的最高位置即加压器80的通常水位靠下方。因此，例如在AP1000的被动RHR中，将设置在操作地板90下部的内部燃料交换用水箱8用作为被动冷却减压系统的冷却水池。

在该情况下，被动冷却减压系统的热交换器的最高位置与堆芯1的最高位置的高低差仅为10m左右，无法得到将凝结水注入到堆芯1中的较大的注入水头。结果，只能够以基于自然循环的极缓慢的循环流量向堆芯注水，能够将原子反应堆高温停止、但不能将其低温停止。

与此相对，在本实施方式中，为将加压器80内的水蒸汽83导入到PCDS热交换器37内的设计，因此PCDS热交换器37的设置位置不受加压器80的位置限制。由于水蒸汽是气体因此流动性极高，当加压器80内的压力与PCDS热交换器37内的压力存在差压时，将该差压作为驱动源，能够超过势能而上升到无论多高的位置。

在PCDS热交换器37的内部，所送来的水蒸汽被外部的PCDS池水36冷却并凝结，因此常时维持在减压状态，并被维持在比加压器80内的压力低很多的低压状态。结果，能够将加压器80内的饱和蒸汽83顺畅地导入PCDS热交换器37内。

由此，在本实施方式中，能够将PCDS池35设置得比操作地板90高。即，PCDS热交换器37的至少一部分能够被配置为比在加压器的内部形成的液面靠上方。结果，PCDS热交换器37的最高位置与堆芯1的最高位置的高低差，能够扩大到例如大约22m左右。

由此，在打开减压阀34而进行原子反应堆的减压模式运转的情况下，即使大量的凝结水蓄积在PCDS热交换器37内，也能够通过重力立即以高水头将其顺畅地注入堆芯1内。即，在将PCDS池35设置在比操作地板90高的位置的被动冷却减压系统中，能够极顺畅地进行堆芯的冷却和减压。

(第4实施方式)

图4是本发明的加压水型原子能发电厂的第4实施方式的与原子反应堆储藏容器的纵截面一起表示的被动冷却减压系统的框图。

本实施方式的原子反应堆储藏容器具有储藏容器主体(MCV)7和膜片隔壁9。储藏容器主体7例如以钢筋混凝土形成为如下的形状：将圆筒载放在平板上，并用半球状的盖覆盖该圆筒的上端。膜片隔壁9例如在水平方向上扩展。

储藏容器主体7被膜片隔壁9分隔为第1分区和第2分区。这里，将第1分区称为上部容器10，将第2分区称为下部容器11。在本实施方式中，上部容器10设置在下部容器11的上方。也可以在膜片隔壁9上设置真空破坏阀19，该真空破坏阀19在上部容器10和下部容器11的差压成为规定压力以上时开放。构成1次冷却剂压力边界的设备以及配管全部储藏在下部容器11的内部。

并且，在原子反应堆储藏容器中设置有压力抑制室12。压力抑制室12具有压力抑制池13。压力抑制池13形成为能够蓄水，在通常时例如以水深成为大约5m以上的方式蓄积有压力抑制池水14。并且，在本实施方式中，压力抑制室12设置在上部容器10的内部。压力抑制室12的例如上面被开放，以便与上部容器10的其他部分连通。

并且，在原子反应堆储藏容器中设置有将下部容器11和压力抑制池13连结的LOCA放泄管15。在压力抑制池13和LOCA放泄管15的连接部上，也可以设置在水平方向上延伸的水平放泄管16。并且，为了使下部容器11和LOCA放泄管15连结，形成有使膜片隔壁9的一部分圆周状地立起水深以上的立管部17，以使压力抑制池水14在通常时不流下到下部容器11中。

并且，在储藏容器主体7的外部设置有被动储藏容器冷却系统(PCCS)建筑物20。PCCS建筑物20例如与燃料池建筑物28成为一体地形成在燃料池建筑物28上。在PCCS建筑物20的内部设置有被动储藏容器冷却系统21的设备。

被动储藏容器冷却系统21具有设置在PCCS建筑物20内的PCCS池22和PCCS热交换器24。PCCS池22形成为能够对PCCS池水23进行蓄水。PCCS热交换器24被配置为淹没在PCCS池水23中。在PCCS热交换器24上连接有一个端部向下部容器11开放的吸入配管25。并且，在PCCS热交换器24上连接有使凝结水返回到下部容器11的返回配管26。并且，设置有PCCS放泄配管27，该PCCS放泄配管27将未被PCCS热交换器24凝结的非凝结性气体送至上部容器10。

当发生LOCA等事故时，排放到下部容器11内的水蒸汽与非凝结性气体一起通过节点间的压力差而被导入PCCS热交换器24。由于吸入配管25处于常开的状态，因此在事故后完全不需要打开阀这种操作。吸入配管25在下部容器11内的开口位置，只要是在事故后比下部容器11被水淹的位置靠上，则可以在任意位置。

通过PCCS热交换器24凝结的水蒸汽在重力的作用下通过返回配管26而返回到下部容器11内，并被用作为内部燃料交换用水箱8等被动ECCS的水源。未被PCCS热交换器24凝结的氮气和氢气等非凝结性气体，通过PCCS放泄配管27放泄到上部容器10内的压力抑制池13内。根据配置效率的观点，PCCS放泄配管27例如埋设在储藏容器主体7的壁面内部。

PCCS池水23是在事故时也完全不含放射性的清洁的冷却水，气相部通过大气排放口与大气连通。在PCCS池水23由于加热而沸腾并产生了水蒸汽时，直接被排放到热量的最终排出场所即大气中。

在本实施方式的被动冷却减压系统中，PCDS池35设置在储藏容器主体7的外部。PCDS池35中蓄积有PCDS池水36。在PCDS池水36中沉浸有PCDS热交换器37。

在PCDS热交换器37的上部盖38和下部盖39上，分别连接有非凝结性气体放泄配管41、42。非凝结性气体放泄配管41、42延伸至压力抑制池水14中。在非凝结性气体放泄配管41、42的途中设置有放泄阀43、44。即，被送至PCDS热交换器37中的非凝结性气体能够经由非凝结性气体放泄配管41、42而放泄到压力抑制池水14中。

由于PCDS池35设置在储藏容器主体7的外部，因此即使PCDS池水36沸腾而产生大量的水蒸汽，也能够将该水蒸汽直接排放到外部空间即热量的最终排出场所。

在将设置在储藏容器主体7内部的内部燃料交换用水箱8(参照图7)用作为被动冷却减压系统的冷却水池时，当被动冷却减压系统开始运转而冷却水池内的水在数小时内蒸发时，导致原子反应堆储藏容器内的压力以及温度上升，并且导致环境恶化。因此，可能对设置在原子反应堆储藏容器内部的通常电气制品等产生损害。

但是，本实施方式中，由于PCDS池水36的蒸发而产生的水蒸汽被排放到大气中。由此，由于通过被动冷却减压系统的除热而产生的水蒸汽，不会在原子反应堆容纳器内导致环境恶化。结果，具有如下的电源供给可靠性上的极其重要的效果：交流电源丧失在数小时内恢复之后能够立即重新开始发电厂的输出运转。

并且，当使减压阀34为开而开始原子反应堆的减压时，在原子反应堆压力降低了某种程度的时刻达到储液器84的工作设定压力，注入阀87自动地成为开，通过在内部蓄积的高压氮气86将冷却剂85注入到原子反应堆压力容器2内。这时，氮气86也混入原子反应堆压力容器2内，最终转移到加压器80的气相部。于是，伴随着加压器80内的水蒸汽，非凝结性气体的氮气也转移到PCDS热交换器37内。由于氮气是非凝结性气体，因此在PCDS热交换器37内怎样被冷却也不凝结，而滞留在该场所。于是，在加压器80与PCDS热交换器37之间不能维持差压，PCDS热交换器37的功能丧失。

但是，在本实施方式中，通过根据需要手动打开放泄阀43、44，能够容易地将滞留在PCDS热交换器37内的氮气排放到压力抑制池水14内。

并且，即使假设堆芯燃料的一部分发生损伤，由于燃料包覆用管等金属在高温下与反应堆水进行反应的金属-水反应而产生了大量的氢气，也能够通过打开放泄阀43、44而使该氢气与大量的放射性物质一起排放到压力抑制池水14内。即，即使在产生了大量的氢气的情况下，本实施方式的被动冷却减压系统也能够实现其安全功能。

并且，此时在压力抑制池水14内通过洗涤能够除去在反应堆内产生的大量的放射性物质，并能够取得能够防止原子反应堆储藏容器内、尤其是下部容器11内被放射性污染的效果。

并且，在本实施方式中，进行原子反应堆储藏容器的事故时冷却的被动储藏容器冷却系统21的PCCS池22，设置在储藏容器主体7的外部。因此，能够沿着储藏容器主体7的侧壁而圆周状地一体化设置PCCS池22和PCDS池35。代替将池一体化，也可以通过连通配管(未图示)使相互的池水连通。

在由于配管断裂事故等而大量的1次冷却剂被排放到储藏容器主体7内的情况下，被动储藏容器冷却系统21对储藏容器主体7进行冷却。另一方面，在未发生配管断裂事故等而未向储藏容器主体7内部排放大量的1次冷却剂的原子反应堆隔离时，被动冷却减压系统对原子反应堆进行冷却。因此，不会同时使用被动储藏容器冷却系统和被动冷却减压系统。即，不需要将PCDS池水36与PCCS池22独立地确保。因此，通过共用PCDS池水36和PCCS池水23，能够将整体的冷却水量限制为较少。

在发电厂输出大约为1700KWe级别的原子能发电厂时，为了能够持续进行3天时间的冷却，冷却水的全部量为大约4500m³。本实施方式中，由于设置在与储藏容器主体7的侧壁部邻接的低层部，因此不需要在屏蔽建筑物的顶棚部确保大量的冷却水。由此，建筑物抗震设计以及飞机坠落事故对策变得容易很多，且发电厂安全性大幅度提高。

如此，在本实施方式的原子能发电厂中，能够仅通过被动机构将原子反应堆安全地停止3天。因此，例如即使在由于大地震而交流电源丧失长期化的情况下，也能够不依赖于外部动力以及外部主动冷却系统而维持发电厂的安全性。

(第5实施方式)

图5是本发明的加压水型原子能发电厂的第5实施方式的与原子反应堆储藏容器的纵截面一起表示的被动冷却减压系统的框图。

在本实施方式的原子反应堆储藏容器中，压力抑制室12设置在储藏容器主体7的外部。下部容器11与压力抑制池13通过LOCA放泄管15连通。压力抑制室12的气相部通过气相放泄管29与上部容器10连通。

这样，通过膜片隔壁9分隔原子反应堆储藏容器的一部分而设置大空间，并且通过气相放泄管29使该大空间(上部容器10)与压力抑制室12连通。由此，实质上将上部容器10内的空间活用为压力抑制室12的气相部。

并且，在本实施方式中，PCCS建筑物20一体化地建造在压力抑制室12的上部。在PCCS建筑物20的内部设置有被动储藏容器冷却系统21，能够以较高的可靠度进行事故时的原子反应堆储藏容器的冷却。

进行事故时的原子反应堆储藏容器的冷却的被动储藏容器冷却系统21的PCCS池22，设置在储藏容器主体7的外部。PCCS池水23是在事故时也完全不含放射性的清洁的冷却水，气相部通过大气排放口(未图示)与大气连通。在PCCS池水23由于加热而沸腾并产生了水蒸汽时，直接被排放到热量的最终排出场所即大气中。

压力抑制池水14被配置为比PCDS池35靠下方。由此，在使放泄阀43、44为开而将蓄积在PCDS热交换器37内的非凝结性气体放泄到压力抑制池水14内时，即使在伴随有一部分冷却剂的情况下，也能够得到通过重力更加顺畅地排放到压力抑制池水14内的效果。

(第6实施方式)

图6是本发明的加压水型原子能发电厂的第6实施方式的原子反应堆储藏容器的纵截面图。

在本实施方式的原子反应堆储藏容器中，与第5实施方式同样，压力抑制室12设置在储藏容器主体7的外部。下部容器11与压力抑制池13通过LOCA放泄管15连通。压力抑制室12的气相部通过气相放泄管29(参照图5)与上部容器10连通。

被动储藏容器冷却系统(PCCS)池22以及PCCS热交换器24设置在上部容器10内。PCCS池水23是在事故时也完全不含放射性的清洁的冷却水，PCCS池22的气相部通过大气排放口(未图示)与大气连通。在PCCS池水23由于加热而沸腾并产生了水蒸汽时，直接被排放到热量的最终排出场所即大气中。

PCDS池35设置在上部容器10的内部。PCDS池水36是在事故时也完全不含放射性的清洁水，气相部通过大气排放口与大气连通。在PCDS池水36由于加热而沸腾并产生了水蒸汽时，直接被排放到热量的最终排出场所即大气中。即，PCDS池35包含在上部容器10内地设置，但与上部容器10内的其它空间相隔离，是与大气连通的外部冷却池。

在本实施方式中，PCCS池22以及PCDS池35的双方设置在储藏容器7的内部，因此安全上重要的这些系统能够更加牢固地防护飞机坠落事故。

压力抑制室12设置在储藏容器主体7外部的最下部，因此通过将该部分埋设在土中，也能够几乎完全地对飞机坠落事故进行防护。由此，能够将安全上重要的设备全部包含在储藏容器外壳的内部、或者埋设在土中，因此成为相对于飞机坠落事故安全性较高的原子能发电厂。

另外，在图6中，考虑到蒸汽供给配管32、冷却剂返回配管65、非凝结性气体放泄管41、42的配置效率，使其通过储藏容器主体7的壁面内部，但也可以通过储藏容器主体7的内部或者外部。

(其它实施方式)

上述各实施方式仅是单纯的例示，本发明不限于此。并且，也可以组合各实施方式的特征进行实施。

Claims (11)

1、一种被动冷却减压系统，用于加压水型原子能发电厂，该加压型原子能发电厂具有：原子反应堆压力容器，收纳由1次冷却剂冷却的堆芯；加压器，对上述1次冷却剂流动的1次冷却剂压力边界内进行加压；以及原子反应堆储藏容器，储藏上述原子反应堆压力容器和上述加压器，该被动冷却减压系统的特征在于，具有：

冷却水池；

蒸汽供给配管，从上述加压器的气相部延伸；

热交换器，使蓄积在上述冷却水池中的水与在上述蒸汽供给配管中流动的蒸汽进行热交换；

蒸汽供给阀，设置在上述蒸汽供给配管上；

冷却剂返回配管，从上述热交换器延伸到上述1次冷却剂压力边界的液相部；以及

出口阀，设置在上述冷却剂返回配管上。

2、如权利要求1所述的被动冷却减压系统，其特征在于，

上述蒸汽供给阀为能够调节通过的蒸汽流量的蒸汽调节阀。

3、如权利要求2所述的被动冷却减压阀，其特征在于，

上述蒸汽供给阀包括：隔离阀，使与由于上述堆芯的衰变热而产生的蒸汽相当的量的蒸汽通过；和与该隔离阀并行设置的减压阀。

4、如权利要求1至权利要求3的任意一项所述的被动冷却减压系统，其特征在于，

上述热交换器的至少一部分，位于在上述加压器的内部形成的液面的上方。

5、如权利要求1至权利要求4的任意一项所述的被动冷却减压系统，其特征在于，

上述冷却水池为内部燃料交换用水箱。

6、如权利要求1至权利要求4的任意一项所述的被动冷却减压系统，其特征在于，

上述冷却水池设置在上述原子反应堆储藏容器的外部，而气相部与大气连通。

7、如权利要求1至权利要求4的任意一项所述的被动冷却减压系统，其特征在于，

上述原子反应堆储藏容器通过膜片隔壁被分隔为第1分区和储藏上述1次冷却剂压力边界的第2分区，上述冷却水池设置在上述第1分区中而气相部与大气连通。

8、如权利要求6或权利要求7所述的被动冷却减压系统，其特征在于，

上述冷却水池与被动储藏容器冷却系统池连通。

9、如权利要求1至权利要求8的任意一项所述的被动冷却减压系统，其特征在于，具有：

放泄配管，与上述热交换器连接而将非凝结性气体放泄到上述原子反应堆储藏容器内；和

放泄阀，设置在该放泄配管上。

10、如权利要求9所述的被动冷却减压系统，其特征在于，

上述放泄配管的与上述热交换器相反侧的端部，在蓄积在压力抑制室中的压力抑制池水中开口。

11、一种加压水型原子能发电厂，其特征在于，具有：

堆芯，由1次冷却剂冷却；

加压器，对上述1次冷却剂流动的1次冷却剂压力边界进行加压；

原子反应堆储藏容器，储藏上述堆芯以及上述加压器；

冷却水池；

热交换器，与蓄积在上述冷却水池中的水进行热交换；

蒸汽供给配管，从上述加压器的气相部延伸到上述热交换器；

蒸汽供给阀，设置在上述蒸汽供给配管上；

冷却剂返回配管，从上述热交换器延伸到上述1次冷却剂压力边界；以及

出口阀，设置在上述冷却剂返回配管上。

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