JP2008249348A - 沸騰水型原子炉およびその非常用炉心冷却装置 - Google Patents

Abstract

【課題】沸騰水型原子炉において、スクラムできない事象が発生した時に重力落下式ＥＣＣＳが作動した場合でも、未臨界状態を維持する。
【解決手段】原子炉圧力容器２を収容するドライウェル６および、圧力抑制プール２０を有するウェットウェル７、を含む原子炉格納容器５と、炉心１よりも高い位置に配置されてほう酸水溶液を保有する重力落下式注水プール９と、原子炉事故時に重力落下式注水プール９内のほう酸水溶液を重力によって原子炉圧力容器２内に注入する非常用炉心注水配管系統と、原子炉格納容器５外に配置された静的格納容器冷却系プール２４と、静的格納容器冷却系プール２４内に配置された静的格納容器冷却系熱交換器１２と、静的格納容器冷却系熱交換器１２の上部とドライウェル６とを接続するドライウェル接続配管３２と、静的格納容器冷却系熱交換器１２内の不凝縮ガスを圧力抑制プール内に排出するガスベント管２８と、を有する。
【選択図】図１

Description

この発明は、重力落下式非常用炉心冷却装置およびそれを用いた沸騰水型原子炉に関する。

沸騰水型原子炉の安全系設備の簡素化及び信頼性向上を主眼として、ポンプ等の動的機器を用いずに、自然力を利用して静的に機能する設備の導入の検討が進められている。このうち、事故時の原子炉への注水装置として、重力落下式の非常用炉心冷却系（Emergency Core-Cooling System。以下、「ＥＣＣＳ」と言う。）が知られている（特許文献１、２参照）。

通常の沸騰水型原子炉の原子炉格納容器はドライウェルとウェットウェルから構成され、ドライウェルには原子炉圧力容器が格納されている。ウェットウェルの内部には圧力抑制プールがあり、その水は、原子炉を停止して、炉心燃料を交換する際に燃料交換用プールの水張りにも使用される。

万一、原子炉圧力容器に接続する配管がドライウェルの内部で破断するような冷却材喪失事故（Loss-of-Coolant Accident。以下、「ＬＯＣＡ」と言う。）が発生すると、原子炉圧力容器内の水位が低下する。このとき、炉心の損傷を防止するために、原子炉圧力容器内の水位低あるいはドライウェルの圧力高の信号を検知した後、重力落下式注水プールに接続する重力落下式注水配管に設けられた隔離弁を開放することで重力落下式ＥＣＣＳによって冷却水を原子炉圧力容器へ注入する。

注入された冷却水は、原子炉圧力容器の内部の水位を次第に上昇させる。その水位が破断した配管の位置にまで達すると、ドライウェルへ溢水し、ドライウェル下部領域を冠水させていく。ドライウェル下部領域を完全に冠水させるため、重力落下式注水プールには、たとえば、約１５００ｍ^３の大量の保有水を持たせる必要がある。

重力落下式注水プールはドライウェルと連通しており、原子炉圧力容器への注水性能は重力落下式注水プールの水頭で決定される。そのため、重力落下式注水配管に設けられた隔離弁を開放する前に、減圧弁を開放することによって、原子炉圧力容器とドライウェルとの圧力差を極力小さくしておく必要がある。また、炉心からの崩壊熱によって継続的に発生する蒸気の一部は、減圧弁を経てドライウェルに放出されるが、静的格納容器冷却系熱交換器に導かれて凝縮されるため、発生蒸気によって原子炉格納容器の圧力が過度に上昇することはない。このようにして、ＬＯＣＡ事象が発生した場合でも炉心および原子炉格納容器を冷却し、その健全性を維持することが可能となる。

一方、万一、何らかの原因で重力落下式注水配管の隔離弁あるいは減圧弁の開放不能に陥ると、炉心を冷却することができなくなり、炉心が損傷および溶融する可能性がある。このような場合には、溶融した炉心は原子炉圧力容器を溶融貫通させてドライウェル下部領域に落下し、堆積する。

このとき、溶融した炉心を冷却せずに、その高温状態が維持されると、ドライウェル下部領域の下部コンクリートと反応して不凝縮性ガスを発生させ、原子炉格納容器を加圧させる恐れがある。このような状況では、ドライウェル下部領域の温度上昇等を検知して、重力落下式注水プールのドライウェル下部領域への注水配管を開放させることによって、溶融した炉心上部へ冷却水を注入し、冷却するような配管構成を採用することも可能である。
特開平２−１１５７９３号公報 特許２９１８３５３号公報 特開平２００１−２１５２９１号公報

ＬＯＣＡ事象の他に、原子炉の安全性を脅かす事象の一つとして、スクラム不能過渡事象（Anticipated Transient without Scram。以下、「ＡＴＷＳ」と言う。）が挙げられる。この事象は、原子炉への全給水喪失事象や主蒸気隔離弁全閉鎖事象などが発生した場合に、炉心や原子炉圧力容器を保護するための原子炉の緊急停止（スクラム）が要求されたにもかかわらず、何らかの原因で制御棒の一部または全てが挿入に失敗する事象である。

原子炉の隔離を伴って原子炉圧力が高い状態で事象が推移するようなＡＴＷＳ事象においては、主蒸気逃がし安全弁から大量の原子炉冷却材が蒸気の形態でウェットウェルへ放出されて原子炉格納容器を加圧させる。そのため、原子炉の水位を適切に維持するとともに、ほう酸水注入タンクからのほう酸水注入によって早急に原子炉を未臨界状態へ移行させることで炉心および原子炉格納容器の健全性を維持することが重要となる。このほう酸水注入タンクには、原子炉圧力容器内部の冷却水と混合し、炉心を未臨界へ移行させることが可能な量として、たとえば約２０ｍ^３を保有させるのみであり、重力落下式注水プールと比較して極めて少ない。

ここで、ＡＴＷＳ事象が発生した場合に、万一、減圧弁が開放し、重力落下式ＥＣＣＳによる注水が行なわれた場合を想定する。この場合、重力落下式ＥＣＣＳ注水開始以前にほう酸水注入が完了し、原子炉は未臨界状態となっていても、重力落下式ＥＣＣＳによる約１５００ｍ^３の低温注入水でほう酸が希釈され、未臨界状態を維持することが困難となり、再臨界に至る可能性がある。一方、このような場合でもほう酸濃度をある程度高く保つことができれば、原子炉の安全性をより確かなものにすることができる。

本発明は上述した課題を解決するためになされたものであり、沸騰水型原子炉において、ＡＴＷＳ事象発生時に重力落下式ＥＣＣＳが作動した場合でも、確実に未臨界状態を維持して原子炉の安全性を確保することを目的とする。

上記目的を達成するために、本発明に係る沸騰水型原子炉は、炉心と、前記炉心を収容する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を収容するドライウェルおよび、圧力抑制プールを有するウェットウェル、を含む原子炉格納容器と、前記ドライウェルと圧力抑制プールとを接続するベント管と、前記炉心よりも高い位置に配置されてほう酸水溶液を保有する重力落下式注水プールと、原子炉事故時に前記重力落下式注水プール内のほう酸水溶液を重力によって前記原子炉圧力容器内に注入する非常用炉心注水配管系統と、前記原子炉格納容器外に配置された静的格納容器冷却系プールと、前記静的格納容器冷却系プール内に配置された静的格納容器冷却系熱交換器と、前記静的格納容器冷却系熱交換器の上部と前記ドライウェルとを接続するドライウェル接続配管と、前記静的格納容器冷却系熱交換器内の不凝縮ガスを前記圧力抑制プール内に排出するガスベント管と、を有する。

また、本発明に係る沸騰水型原子炉用非常用炉心冷却装置は、炉心よりも高い位置に配置されてほう酸水溶液を保有する重力落下式注水プールと、原子炉事故時に前記重力落下式注水プール内のほう酸水溶液を重力によって前記原子炉圧力容器内に注入する非常用炉心注水配管系統と、前記原子炉格納容器外で前記圧力抑制プールよりも上方に配置された静的格納容器冷却系プールと、前記静的格納容器冷却系プール内に配置された静的格納容器冷却系熱交換器と、前記静的格納容器冷却系熱交換器の上部と前記ドライウェルとを接続するドライウェル接続配管と、前記静的格納容器冷却系熱交換器内の不凝縮ガスを前記圧力抑制プール内に排出するガスベント管と、を有する。

本発明によれば、沸騰水型原子炉において、ＡＴＷＳ事象発生時に重力落下式ＥＣＣＳが作動した場合でも、確実に未臨界状態を維持して原子炉の安全性を確保することができる。

以下、本発明に係る沸騰水型原子炉の実施形態について、図面を参照して説明する。ここで、互いに同一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。

［第１の実施形態］
図１は、本発明に係る沸騰水型原子炉の第１の実施形態の模式的立断面図である。原子炉格納容器５はドライウェル６とウェットウェル７から構成され、ドライウェル６には原子炉圧力容器２が格納されている。ウェットウェル７には圧力抑制プール２０が配置されている。圧力抑制プール２０の水は、原子炉を停止して炉心燃料を交換する際の燃料交換用プールの水張りにも使用される。原子炉圧力容器２には、炉心１や炉内構造物や炉水（図示せず）が収容されている。

ドライウェル６上部から圧力抑制プール２０内に延びるベント管８が配置されている。また、原子炉圧力容器２で発生した主蒸気を原子炉格納容器５外の蒸気タービン（図示せず）に送る主蒸気配管２１が配置され、主蒸気配管２１の途中のドライウェル６内に主蒸気逃がし安全弁４が取り付けられている。主蒸気配管２１内の蒸気が安全弁４を通じて圧力抑制プール２０内に導かれるようになっている。また、原子炉圧力容器２の炉心１より上方の位置に減圧弁３が接続されている。

ドライウェル６内上部で炉心１よりも高い位置に重力落下式注水プール９が配置され、重力落下式注水プール９内にほう酸水溶液が常時貯蔵されている。大型原子力発電所の場合に、重力落下式注水プール９内に常時貯蔵されているほう酸水溶液はたとえば約１５００ｍ^３程度である。重力落下式注水プール９内のほう酸水溶液は、隔離弁２３を介して重力落下式注水配管１０ａを経由して原子炉圧力容器２内に注入できるようになっている。また、非常用ドライウェル注水配管系統１０ｂにより、重力落下式注水プール９内のほう酸水溶液が重力によってドライウェル下部領域６ｂに注入できるようになっている。

また、原子炉格納容器５の上に静的格納容器冷却系プール２４が配置され、この静的格納容器冷却系プール２４の中に静的格納容器冷却系熱交換器１２が浸漬されている。静的格納容器冷却系熱交換器１２は、上部ヘッダ２５と、下部ヘッダ２６と、上部ヘッダ２５と下部ヘッダ２６の間を接続する複数の伝熱管２７とを有する。

上部ヘッダ２５はドライウェル接続配管３２を介してドライウェル６上部と連通している。下部ヘッダ２６の上部にはガスベント管２８が接続され、これによって下部ヘッダ２６内の不凝縮ガスを圧力抑制プール２０内に排出できるようになっている。さらに、下部ヘッダ２６の底部にはドレン配管２９が接続され、これによって下部ヘッダ２６内の凝縮水が重力落下式注水プール９に排出されるようになっている。

原子炉格納容器５の外に蓄圧式のほう酸水注入タンク１１が配置され、ほう酸水注入配管３０を通じて炉心１にほう酸水を注入できるようになっている。大型原子力発電所の場合に、ほう酸水注入タンク１１に貯蔵されるほう酸水の量は、たとえば約２０ｍ^３程度であって、重力落下式注水プール９内に貯蔵されるほう酸水溶液の量に比べてはるかに少ない。

原子炉圧力容器２に接続される配管がドライウェル６の内部で破断するような事故（ＬＯＣＡ）が発生した場合、その直後に、原子炉圧力容器２から大量の冷却材がドライウェル６に流出し、ドライウェル６に流出した蒸気および不凝縮ガスは、ベント管８を経由してウェットウェル７内の圧力抑制プール２０に流れ込む。なお、この不凝縮ガスは、ドライウェル６内にあらかじめ封入されていた窒素、または、炉心損傷時に発生する水素などである。

その後、原子炉圧力容器２からドライウェル６への冷却材流出量が小さくなって、ドライウェル６とウェットウェル７の圧力差がベント管８の水深相当よりも十分に小さくなると、この流れはなくなる。そして、より圧力差の小さい静的格納容器冷却系熱交換器１２に向かって蒸気および不凝縮ガスがドライウェル接続配管３２を通って流れ込み、静的格納容器冷却系熱交換器１２内で蒸気が凝縮する。この流れが優先して発生するように、ガスベント管２８の水深はベント管８の水深よりも浅くしてある。

炉心１からの崩壊熱によって継続的に発生してドライウェル６に流出する蒸気の一部は、ドライウェル接続配管３２を通じて不凝縮ガスとともに静的格納容器冷却系熱交換器１２に導かれ、凝縮される。そのため、発生蒸気によって原子炉格納容器５の圧力が過度に上昇することはない。なお、静的格納容器冷却系熱交換器１２の伝熱管２７でできた凝縮水は下部ヘッダ２６の底部にたまり、ドレン配管２９を通じて重力落下式注水プール９に落下する。また、下部ヘッダ２６の上部にたまった不凝縮ガスはガスベント管２８を通じて圧力抑制プール２０に排出される。

一方、原子炉圧力容器２からドライウェル６への冷却材流出に伴って、原子炉圧力容器２の水位が低下する。このとき、炉心１の損傷を防止するために、原子炉圧力容器２の水位低あるいはドライウェル６の圧力高の信号を検知した後、重力落下式注水プール９に接続する重力落下式注水配管１０ａに設けられた隔離弁２３を開放して、重力落下式ＥＣＣＳによって重力落下式注水プール９内のほう酸水溶液を原子炉圧力容器２へ注入する。注入されたほう酸水溶液は、原子炉圧力容器２の内部の水位を次第に上昇させる。その水位が破断した配管の位置にまで達すると、ドライウェル６へ溢水し、ドライウェル下部領域６ｂを冠水させていく。

重力落下式注水プール９は、ドライウェル下部領域６ｂを完全に冠水させるのに十分な量のほう酸水溶液を保有している。重力落下式注水プール９はドライウェル６と連通しており、原子炉圧力容器２への注水性能は、重力落下式注水プール９の水頭で決定されるため、隔離弁２３を開放する前に、減圧弁３を開放することによって、原子炉圧力容器２とドライウェル６との圧力差を極力小さくしておく必要がある。また、炉心１からの崩壊熱によって継続的に発生する蒸気の一部は、減圧弁３を経てドライウェル６に放出される。

このようにして、ＬＯＣＡ事象が発生した場合でも炉心１および原子炉格納容器５を冷却し、その健全性を維持することが可能となる。

一方、万一、何らかの原因で重力落下式注水配管１０ａの隔離弁２３あるいは減圧弁３の開放不能に陥ると、炉心１を冷却することができなくなり、炉心１が損傷および溶融する可能性がある。このような場合には、溶融した炉心は原子炉圧力容器２を溶融貫通させてドライウェル下部領域６ｂに落下し、堆積する。このとき、溶融した炉心を冷却せずに、その高温状態が維持されると、ドライウェル下部領域６ｂの下部コンクリートと反応して不凝縮性ガスを発生させ、原子炉格納容器５を加圧させる恐れがある。このような状況では、ドライウェル下部領域６ｂの温度上昇等を検知して、重力落下式注水プール９の非常用ドライウェル注水配管系統１０ｂを開放させることによって、溶融した炉心上部へほう酸水溶液を注入し、冷却することが可能である。

原子炉の隔離を伴って原子炉圧力が高い状態で事象が推移するようなスクラム不能過渡事象（ＡＴＷＳ）においては、主蒸気逃がし安全弁４から大量の原子炉冷却材が蒸気の形態でウェットウェル７へ放出されて、原子炉格納容器５を加圧させる。そのため、原子炉の水位を適切に維持するとともに、ほう酸水注入タンク１１からほう酸水注入配管３０を介して炉心１にほう酸水を注入することによって早急に原子炉を未臨界状態へ移行させる。しかし、このほう酸水注入タンク１１には、原子炉圧力容器２内部の冷却水と混合し、炉心１を未臨界へ移行させることが可能な量として、たとえば約２０ｍ^３を保有させるのみであり、重力落下式注水プール９と比較して極めて少ない。

ここで、ＡＴＷＳ事象が発生した場合に、万一、減圧弁３が開放し、重力落下式ＥＣＣＳによる注水が行なわれた場合を想定する。この場合、重力落下式ＥＣＣＳ注水開始以前にほう酸水注入が完了しても、重力落下式注水プール９内にほう酸水溶液が保有されているため、重力落下式ＥＣＣＳによってほう酸が希釈されることがなく、未臨界状態を維持することができる。

また、原子炉隔離を伴うＡＴＷＳ事象のみではなく、ＬＯＣＡ事象発生時に制御棒の一部または全部の挿入に失敗するような事象に対しても原子炉の未臨界状態を維持することが可能となる。これにより、実際には起こり得ないと考えられるが，設計想定を極端に上回る巨大地震が発生し、それに起因してＬＯＣＡ事象が発生し、かつ燃料チャンネルの曲がりによって制御棒挿入が不可となるような事象に対しても原子炉の未臨界維持を達成することが可能である。

さらに、ＬＯＣＡ事象などの事故が発生したときに、何らかの原因で重力落下式注水配管１０ａの隔離弁２３あるいは減圧弁３が開放不能となり、炉心１が損傷および溶融して原子炉圧力容器２を破損させ、その溶融物がドライウェル下部領域６ｂへ堆積した後、非常用ドライウェル注水配管１０ｂの隔離弁を開放して溶融物の冷却を行なった場合でも、注水されたほう酸水溶液によって、堆積した溶融物が再臨界状態となることを高い信頼度で防止できる。

図２は、ドライウェル下部領域６ｂに堆積した溶融物が再臨界にならない場合と再臨界になった場合の原子炉格納容器５内部の圧力変化の推測図を示したものである。図２において、原子炉圧力容器２が破損し、炉心溶融物がドライウェル下部領域６ｂに堆積し、時刻ｔ０で重力落下式注水プール９から非常用ドライウェル注水配管系統１０ｂを経てドライウェル下部領域６ｂへほう酸水溶液の注水が開始するとする。

本実施形態によれば、ほう酸水溶液を溶融物の上部に注水して再臨界を防止できるので、原子炉格納容器５内部の圧力は実線６０に示すように、過度に上昇せずに破損に至ることなく、周辺環境への大規模な放射性物質の放出を防止することが可能である。

一方、従来技術のように重力落下式注水プール９が単なる水を保有しているとすると、ドライウェル下部領域６ｂに堆積した溶融物が再臨界になる可能性がある。その場合は崩壊熱相当以上の蒸気が発生するため、解析上、静的格納容器冷却系熱交換器１２の蒸気凝縮能力をはるかに超え、原子炉格納容器５内部の圧力は点線６２のように上昇し、原子炉格納容器５が破損に至る可能性がある。

なお、図１に示すほう酸水注入タンク１１およびほう酸水注入配管３０を含むほう酸注入系統は省略してもよい。

［第２の実施形態］
図３は、本発明に係る沸騰水型原子炉の第２の実施形態の模式的立断面図である。本実施形態では、ほう酸水溶液を保有する重力落下式注水プール９が、隔離壁１４によりドライウェル６と隔離されて配置されている。そして、重力落下式注水プール９の液面上方の気相部とウェットウェル７上部の気相部とが第１の連通管１３により連通している。

なお、図３では、図１のほう酸水注入タンク１１およびほう酸水注入配管３０を含むほう酸注入系統を省略しているが、このほう酸注入系統を図１と同様に設けてもよい。このことは以下の各実施形態でも同様である。

この実施形態によれば、重力落下式注水プール９にほう酸水溶液を保有することによって炉心の未臨界状態を維持できる点は、第１の実施形態と同様である。この実施形態によればさらに、重力落下式注水プール９内のほう素水溶液が排出された後は、その気相部が、ウェットウェル７の気相部の一部として機能する。沸騰水型原子炉では、炉心損傷を伴うような過酷事故時には、炉心損傷に伴って発生する水素がウェットウェル７に蓄積されやすく、その気相部容積を大きくすることが格納容器５内圧力の上昇を抑制する上で効果的となる。したがって、この実施形態によれば、水素発生時の格納容器圧力上昇を抑制することができる。

［第３の実施形態］
図４は、本発明に係る沸騰水型原子炉の第３の実施形態の模式的立断面図である。本実施形態では、ほう酸水溶液を保有する重力落下式注水プール９が、原子炉格納容器５の天井よりも上方に配置されている。そして、重力落下式注水プール９の液面上方の気相部とドライウェル６上部とが第２の連通管１３ａにより連通している。また、この実施形態では、静的格納容器冷却系熱交換器１２の下部ヘッダ２６の底部に接続されたドレン配管２９は、ドライウェル下部領域６ｂへと下方に延びている。

この実施形態によれば、重力落下式注水プール９にほう酸水溶液を保有することによって炉心の未臨界状態を維持できる点は、第１の実施形態と同様である。この実施形態によればさらに、原子炉格納容器５内の配置設計上の制限が緩和され、原子炉格納容器５をコンパクトに、特にその直径を小さくすることができる。

［第４の実施形態］
図５は、本発明に係る沸騰水型原子炉の第４の実施形態の模式的立断面図である。本実施形態では、第３の実施形態（図４）と同様に、ほう酸水溶液を保有する重力落下式注水プール９が、原子炉格納容器５の天井よりも上方に配置されている。そして、この実施形態では、重力落下式注水プール９の液面上方の気相部とウェットウェル７の圧力抑制プール２０上方の気相部とが第３の連通管１３ｂにより連通している。

この実施形態によれば、第３の実施形態の効果と同様の効果を得ることができる。さらに、第２の実施形態と同様に、重力落下式注水プール９内のほう酸水溶液が排出された後は、その気相部が、ウェットウェル７の気相部の一部として機能するので、第２の実施形態と同様の効果を得ることができる。

［第５の実施形態］
図１および図６を参照して本発明に係る沸騰水型原子炉の第５の実施形態を説明する。図６は第５の実施形態の模式的立断面図である。この実施形態は第１の実施形態の変形例であって、図１に示す構成の部分は第１の実施形態と共通である。

この第６の実施形態では、第１の実施形態と同様に、重力落下式注入プール９の保有水としてほう酸水溶液を用いる。この場合、重力落下式注入プール９の温度が低下するとほう酸が析出する。第６の実施形態では、この重力落下式注入プール９内でのほう酸の析出を抑制して水溶液状態を維持するために、ドライウェル冷却系の廃熱を用いる。このドライウェル冷却系は、従来の沸騰水型原子炉で、通常運転時のドライウェル６内温度を所定値以下に抑制するために設置されているものである（特許文献３参照）。

図６に示すように、原子炉格納容器外に外部熱交換器４０が配置され、たとえば海水ポンプ４１を含む海水系４２によって冷却する構成である。ドライウェル６内にドライウェル内熱交換器４３が配置され、このドライウェル内熱交換器４３に外部熱交換器４０で冷却された冷却水を供給するように、ドライウェル冷却水配管４４およびドライウェル冷却水ポンプ４５が配置されている。ドライウェル内熱交換器４３によってドライウェル６内部が効率的に冷却されるように、ドライウェル６内ガスを強制的に循環させるためのファン４６が配置されている。

重力落下式注入プール９内に注入プール内熱交換器４７が配置され、ドライウェル内熱交換器４３で温められた水が注入プール内熱交換器４７に供給される。注入プール内熱交換器４７で重力落下式注入プール９内のほう酸水溶液を温めて自らは温度低下した冷却水はドライウェル冷却水配管４４およびドライウェル冷却水ポンプ４５を経て外部熱交換器４０に送られ、さらに冷却される。ドライウェル冷却水配管４４が原子炉格納容器５の壁を貫通する部分には隔離弁５０が配置されている。

この実施形態によれば、第１の実施形態と同様の効果を得ることができる。さらに、重力落下式注入プール９内のほう酸水溶液を加温し、重力落下式注入プール９内でのほう酸の析出を抑制することができる。しかも、既設のドライウェル冷却系の廃熱を利用できるので、経済的にも優れている。

［他の実施形態］
以上、種々の実施形態について説明したが、これらは単なる例示であって、本発明はこれらに限定されるものではない。

たとえば、上記各実施形態で、ほう酸水注入タンク１１およびほう酸水注入配管３０を含むほう酸注入系統は、図１のように設置してもよいし、図３などのように省略してもよい。さらに、非常用ドライウェル注水配管系統１０ｂも適宜省略することができる。

また、第５の実施形態は、第１の実施形態の変形例として、ドライウェル冷却系の廃熱を利用して重力落下式注入プール９内のほう酸水溶液を温める機能を追加したものであるが、第２〜第４の各実施形態に同様の機能を追加してもよい。

本発明に係る沸騰水型原子炉の第１の実施形態の模式的立断面図である。 本発明に係る沸騰水型原子炉の第１の実施形態における炉心損傷時の原子炉格納容器内圧力挙動の解析結果と、従来の沸騰水型原子炉の場合の解析結果とを比較して示すグラフである。 本発明に係る沸騰水型原子炉の第２の実施形態の模式的立断面図である。 本発明に係る沸騰水型原子炉の第３の実施形態の模式的立断面図である。 本発明に係る沸騰水型原子炉の第４の実施形態の模式的立断面図である。 本発明に係る沸騰水型原子炉の第５の実施形態の模式的立断面図である。

符号の説明

１…炉心
２…原子炉圧力容器
３…減圧弁
４…主蒸気逃がし安全弁
５…原子炉格納容器
６…ドライウェル
６ｂ…ドライウェル下部領域
７…ウェットウェル
８…ベント管
９…重力落下式注水プール
１０ａ…重力落下式注水配管
１０ｂ…非常用ドライウェル注水配管系統
１１…ほう酸水注入タンク
１２…静的格納容器冷却系熱交換器
１３…第１の連通管
１３ａ…第２の連通管
１３ｂ…第３の連通管
１４…隔離壁
２０…圧力抑制プール
２１…主蒸気配管
２３…隔離弁
２４…静的格納容器冷却系プール
２５…上部ヘッダ
２６…下部ヘッダ
２７…伝熱管
２８…ガスベント管
２９…ドレン配管
３０…ほう酸水注入配管
３２…ドライウェル接続配管
４０…外部熱交換器
４１…海水ポンプ
４２…海水系
４３…ドライウェル内熱交換器
４４…ドライウェル冷却水配管
４５…ドライウェル冷却水ポンプ
４６…ファン
４７…注入プール内熱交換器
５０…隔離弁

Claims (13)

1. 炉心と、
   前記炉心を収容する原子炉圧力容器と、
   前記原子炉圧力容器を収容するドライウェルおよび、圧力抑制プールを有するウェットウェル、を含む原子炉格納容器と、
   前記ドライウェルと圧力抑制プールとを接続するベント管と、
   前記炉心よりも高い位置に配置されてほう酸水溶液を保有する重力落下式注水プールと、
   原子炉事故時に前記重力落下式注水プール内のほう酸水溶液を重力によって前記原子炉圧力容器内に注入する非常用炉心注水配管系統と、
   前記原子炉格納容器外に配置された静的格納容器冷却系プールと、
   前記静的格納容器冷却系プール内に配置された静的格納容器冷却系熱交換器と、
   前記静的格納容器冷却系熱交換器の上部と前記ドライウェルとを接続するドライウェル接続配管と、
   前記静的格納容器冷却系熱交換器内の不凝縮ガスを前記圧力抑制プール内に排出するガスベント管と、
   を有する沸騰水型原子炉。
2. 前記重力落下式注水プールが前記ドライウェル内に配置されていること、を特徴とする請求項１に記載の沸騰水型原子炉。
3. 前記重力落下式注水プールが前記原子炉格納容器内で前記ドライウェルおよびウェットウェルとは区画されて配置され、前記重力落下式注水プール上方の気相部と前記ウェットウェル内の前記圧力抑制プール上方の気相部とを連通する第１の連通管を有すること、を特徴とする請求項１に記載の沸騰水型原子炉。
4. 前記静的格納容器冷却系熱交換器内の凝縮水を前記重力落下式注水プールに排出するドレン配管をさらに有すること、を特徴とする請求項２または請求項３に記載の沸騰水型原子炉。
5. 前記重力落下式注水プールが前記原子炉格納容器の上方で気密に配置され、前記重力落下式注水プールの上方の気相部と前記ドライウェルとを連通する第２の連通管を有すること、を特徴とする請求項１に記載の沸騰水型原子炉。
6. 前記重力落下式注水プールが前記原子炉格納容器の上方で気密に配置され、前記重力落下式注水プールの上方の気相部と前記ウェットウェル内の前記圧力抑制プール上方の気相部とを連通する第３の連通管を有すること、を特徴とする請求項１に記載の沸騰水型原子炉。
7. 前記静的格納容器冷却系熱交換器内の凝縮水を前記ドライウェル内下部に排出するドレン配管をさらに有すること、を特徴とする請求項５または請求項６に記載の沸騰水型原子炉。
8. 原子炉事故時に前記重力落下式注水プール内のほう酸水溶液を重力によって前記ドライウェル内下部に注入する非常用ドライウェル注水配管系統を有すること、を特徴とする請求項１ないし請求項７のいずれか一項に記載の沸騰水型原子炉。
9. 前記ドライウェル内に配置されたドライウェル内熱交換器と、
   前記原子炉格納容器外に配置された外部熱交換器と、
   前記ドライウェル内熱交換器で得た熱を前記外部熱交換器で排出するためにこれらドライウェル内熱交換器および外部熱交換器を接続するドライウェル冷却系水配管と、
   前記ドライウェル内熱交換器で得た熱の一部を用いて前記重力落下式注水プール内のほう酸水溶液を加熱するほう酸水溶液加熱手段と、
   をさらに有すること、を特徴とする請求項１ないし請求項８のいずれか一項に記載の沸騰水型原子炉。
10. 前記圧力抑制プールは、前記炉心に装荷される燃料を交換する際に燃料交換用水張りに利用可能であること、を特徴とする請求項１ないし請求項９のいずれか一項に記載の沸騰水型原子炉。
11. 前記原子炉格納容器の外側に配置されて前記重力落下式注水プールよりも少量の加圧されたほう酸水を貯蔵するほう酸水注入タンクを含み、このほう酸水注入タンク内のほう酸水を前記炉心に注入する、ほう酸水注入系をさらに有すること、を特徴とする請求項１ないし請求項１０のいずれか一項に記載の沸騰水型原子炉。
12. 前記原子炉圧力容器の前記炉心よりも上方位置に設けられて前記原子炉圧力容器内の蒸気を前期ドライウェルに放出可能な減圧弁をさらに有すること、を特徴とする請求項１ないし請求項１１のいずれか一項に記載の沸騰水型原子炉。
13. 炉心よりも高い位置に配置されてほう酸水溶液を保有する重力落下式注水プールと、
    原子炉事故時に前記重力落下式注水プール内のほう酸水溶液を重力によって前記原子炉圧力容器内に注入する非常用炉心注水配管系統と、
    前記原子炉格納容器外で前記圧力抑制プールよりも上方に配置された静的格納容器冷却系プールと、
    前記静的格納容器冷却系プール内に配置された静的格納容器冷却系熱交換器と、
    前記静的格納容器冷却系熱交換器の上部と前記ドライウェルとを接続するドライウェル接続配管と、
    前記静的格納容器冷却系熱交換器内の不凝縮ガスを前記圧力抑制プール内に排出するガスベント管と、
    を有する沸騰水型原子炉用非常用炉心冷却装置。

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