JP2009058496A - 沸騰水型原子炉のハイブリッド安全系 - Google Patents

Abstract

【課題】強制循環炉を格納する原子炉格納容器（ＰＣＶ）と動的安全系と静的安全系を組み合わせたハイブリッド安全系との組み合わせを提供することを目的とする。
【解決手段】ハイブリッド安全系５８は、ベント管２４の上端側の開口部が圧力抑制室２１の天井であるダイアフラムフロアー５５より上方に突出して設けられ、一方、炉心１２は、その上端がダイアフラムフロアー５５よりも下方になるよう配置されて原子炉格納容器５に収容される。ハイブリッド安全系５８は、例えば原子炉冷却材喪失事故時、動的安全系と静的安全系を組み合わせて原子炉圧力容器１１を溝浸けし、その後は静的な安全系のみで炉心１２の冷却を継続できる。
【選択図】 図１

Description

本発明は、安全施設を備えた原子力発電プラントに係り、特に静的安全系と動的安全系を組み合わせた安全系システムとシビアアクシデント対策設備とを備えたハイブリッド安全系に関する。

従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の安全系には、ポンプ等の動的機器により構成されている動的安全系と、タンク等の静的機器で構成され、内部に貯蔵された冷却水を重力等により原子炉内に注入する静的安全系がある。

動的安全系が使用されている従来の沸騰水型原子炉の代表的なものには改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）がある。さらに、最近では改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）の原子炉格納容器の冷却等に一部静的安全系を取り入れた原子炉概念も検討されている。

沸騰水型原子炉においては信頼性・安全性向上を目的に静的安全系概念が考案されているが、従来考案されている静的安全系概念は自然循環炉のように自然循環流量確保のための原子炉圧力容器（ＲＰＶ）長が長く炉心が相対的に下方にある原子炉との適合性は良いが、強制循環炉のように原子炉圧力容器（ＲＰＶ）長が短い原子炉では炉心と静的安全系とのエレベーションの関係からうまく適合できていないのが実情である。

一方自然循環炉は大きな出力を得るのが不得手であり、大出力化を狙う現状炉では強制循環炉が主流となっている。

最近の原子炉施設の安全設計の動向では、設計基準事象（ＤＢＡ）を大幅に超える事象であって、安全設計の評価上想定された手段では適切な炉心の冷却ができない状態であり、その結果、炉心の重大な損傷に至る事象であるシビアアクシデント（ＳＡ）を考慮して設計することが趨勢である。なお、ここでいう設計基準事象（ＤＢＡ）とは、原子炉施設を異常な状態に導く可能性のある事象のうち、原子炉施設の安全設計とその評価に当たって考慮すべき事象である。すなわち、将来的な原子炉施設の安全設計において、設計の最初からシビアアクシデント（ＳＡ）を考慮して設計すること、特に安全系においては、ポンプ等の動的機器に頼らない静的安全系の概念を採用することが信頼性・安全性確保のために必要な状況にある。

このため、シビアアクシデント（ＳＡ）対策として、溶融した炉心を原子炉格納容器（ＰＣＶ）の底部に設けられたコアキャッチャーで受け止め、溶融炉心から発生する熱を静的安全系である静的除熱系で原子炉格納容器（ＰＣＶ）外へ移動させて溶融炉心を冷却する方式が考えられている。

例えば特許文献１から３にはシビアアクシデント（ＳＡ）対策として静的除熱系による安全系が、特許文献４および５には設計基準事象（ＤＢＡ）対策として静的除熱系による安全系が、特許文献６には自然循環炉における静的除熱系による安全系が開示されている。

一方、原子炉施設のシビアアクシデント（ＳＡ）対策として専用の設備を設けることは、原子炉施設の経済性を悪化させる。そこで、シビアアクシデント（ＳＡ）対策のための設備を設計基準事象（ＤＢＡ）対策用の安全系と共用させることで、安全系全体を合理化して、更に信頼性・安全性を増した安全系概念の出現が望まれていた。
特開２００６−１３８６８０号公報 特開２００４−３３３３５７号公報 特開２００７−１０４５７号公報 特開平５−３０７０９４号公報 特開平８−３１３６８６号公報 特開平４−２３０９８３号公報

従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の安全系の例について、図７から図１０を参照して説明する。

図７は、従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の安全系の一例を示すシステム構成図である。

図７に示すように、原子力発電プラント７０は、原子炉格納容器（ＰＣＶ）５に原子炉圧力容器（ＲＰＶ）１１が格納される。炉心１２は原子炉圧力容器１１の内部に収納され、炉水である原子炉冷却材１３で冠水されている。原子炉圧力容器１１は、下端にインターナルポンプ１４が設置され、原子炉冷却材１３が炉心１２に強制的に供給される強制循環型の原子炉（強制循環炉）である。原子炉圧力容器１１は上部ドライウェル１７と下部ドライウェル１８とからなるドライウェル１９内部に設置される。下部ドライウェル１８を円周状（環状）に取り囲むように圧力抑制室２１が設置され、この圧力抑制室２１内部には圧力抑制プール２２が貯えられる。ドライウェル１９と圧力抑制プール２２とはベント管（ＬＯＣＡベント管）２４により連通される。また、圧力抑制室２１の圧力抑制プール２２の上には、原子炉冷却材喪失事故時にベント管２４から吹き出した蒸気を凝縮させた残りの不凝縮性ガスを溜める空間がある。この不凝縮性ガスを溜める空間の圧力がドライウェル１９内の圧力を超えると真空破壊弁２５が作動して、不凝縮性ガスはドライウェル１９内へ放出される。

原子炉圧力容器１１には炉心１２で発生した蒸気が案内される主蒸気系２７が設けられる。炉心１２で発生した蒸気は気液分離され、乾燥された後、主蒸気系２７の配管を通って蒸気タービン（図示省略）に導かれ、発電機（図示省略）を駆動させて仕事をする。蒸気タービンで仕事をした蒸気は復水器（図示省略）で冷却され、復水となった後、原子炉復水・給水系を通って原子炉圧力容器１１内に給水され、還流される。

原子力発電プラント７０の原子炉（原子炉圧力容器１１）の廻りに設けられた従来の安全系３０は、万一の事故時に系統の故障などを考慮しても放射性物質を環境に拡散することがないように、多重の安全性が配慮されている。

従来の安全系３０は、配管破断事故等の設計想定事象（ＤＢＡ）に対策する安全系システム３２とシビアアクシデント対策設備３１とから構成される。

安全系システム３２は、例えば低圧炉心注水系（ＬＰＦＬ）３５と自動減圧系（ＡＤＳ）３６と、静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）４０とから構成される。安全系システム３２は多くの動的機器が設けられた動的安全系である。

低圧炉心注水系３５は圧力抑制プール２２のプール水を非常用発電設備（図示省略）で駆動される低圧注水ポンプ（動的注水ポンプ）３７で昇圧し、原子炉圧力容器１１内に注水する。また、低圧炉心注水系３５は、原子炉格納容器５と原子炉圧力容器１１との差圧が所定圧力以下に低下すると、冷却材を炉心１２に注水する能力を有する。

自動減圧系３６は、低圧炉心注水系３５と連係して作動し、炉心１２を冷却する機能を有する。自動減圧系３６は逃し安全弁（ＳＲＶ）３８を備え、原子炉冷却材喪失事故時には、原子炉圧力容器１１内の蒸気を圧力抑制プール２２に逃し、原子炉圧力容器１１内の圧力を速やかに低下させる。原子炉圧力容器１１内の圧力を低下させることで、低圧炉心注水系３５により圧力抑制プール２２のプール水を原子炉圧力容器１１内に注水することが可能となり、炉心１２の冷却ができる。

原子炉に配管破断事故等の設定想定事象（ＤＢＡ）が発生した場合、自動減圧系（ＡＤＳ）３６の逃し安全弁３８を開放して原子炉圧力容器１１内の蒸気を主蒸気系２７から自動減圧系３６の配管を通して圧力抑制プール２２内に案内して原子炉圧力容器１１内の圧力を減圧させ、安全系システム３２の低圧炉心注水系３５により原子炉圧力容器１１への注水を実施する。

静的格納容器冷却系４０は、冷却配管４４が従来の原子炉格納容器５のドライウェル１９、例えばドライウェル１９頂部から引き出され、途中にＰＣＣＳ熱交換器４５を備えてドライウェル１９内に追設されて終端し、開放される。

さらに、原子力発電プラント７０の従来の安全系３０は、シビアアクシデント対策設備３１として従来の原子炉格納容器５の底部に設けられ、事故時には溶融した炉心１２（溶融炉心）を受け止めるコアキャッチャー４２を備える。シビアアクシデント対策設備３１はできるだけ動的機器を備えない構成となっている。静的格納容器冷却系４０は、設定想定事象（ＤＢＡ）対策として動的機器により炉心１２へ注水が維持されていることとは別に、従来の原子炉格納容器５からの除熱を行う。

静的格納容器冷却系４０は、シビアアクシデント（ＳＡ）時にコアキャッチャー４２で発生した蒸気を冷却配管４４内に案内し、案内された蒸気をＰＣＣＳ熱交換器４５で冷却し、凝縮水として従来の原子炉格納容器５内へ戻して、従来の原子炉格納容器５内を冷却する。

従来の原子炉格納容器５では、上部ドライウェル１７は主蒸気系２７の主蒸気管４６などを配置する空間となる。

図８は、従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の安全系の原子炉冷却材喪失事故時の炉心冷却の状態を示す図である。

図８に示すように、原子炉冷却材喪失事故時に原子炉圧力容器１１内の原子炉冷却材１３は、ドライウェル１９に放出されベント管２４を経て圧力抑制プール２２にブローダウンされるが、この原子炉冷却材１３は原子炉圧力容器１１内の水位を確保するために、例えば低圧炉心注水系３５により再び原子炉圧力容器１１内に注水される。このとき冷却水の一部はベント管２４を通らず下部ドライウェル１８にドローダウンされる。この結果、下部ドライウェル１８はベント管２４の入口（またはその下の戻り開口部）のエレベーションまで水で満たされる。事故時に圧力抑制プール２２から下部ドライウェル１８に溜まる水量相当を圧力抑制プール２２ではハッチング領域Ｐで、下部ドライウェル１８ではハッチング領域Ｗで示す。

静的安全系では水の静水頭差だけで炉心１２に水が重力落水する必要があるが、従来の原子炉格納容器５では、静水頭差で原子炉圧力容器１１内の炉心１２に注水可能なエレベーションには水のタンクがなく、この状態では原子炉圧力容器１１内の炉心１２に重力落水できない。

一方、従来の原子炉格納容器５からの除熱は、ＰＣＣＳ熱交換器４５でドライウェル１９の蒸気を冷却し、凝縮水として再び従来の原子炉格納容器５内へ移送して行われるが、このとき、圧力抑制プール２２のプール水は低圧炉心注水系３５で原子炉圧力容器１１へ継続的に注水されるので、再び原子炉圧力容器１１から溢れた高温水として圧力抑制プール２２に戻されるので、圧力抑制プール２２のプール水の温度は上昇し、ドライウェル１９と圧力抑制プール２２との温度は原子炉圧力容器１１内の炉水温度に漸近して略同一となる。また、この結果ドライウェル１９側に圧力抑制室２１内に溜められた非凝縮性ガスが真空破壊弁２５を介して還流することから静的格納容器冷却系４０の除熱機能が低下し従来の原子炉格納容器５内の圧力が上昇してしまう。この状況では静的格納容器冷却系４０は、設計基準事象（ＤＢＡ）としての除熱系には適用し難く、シビアアクシデント（ＳＡ）対策設備３１専用にしか適用できない。

そうすると、従来の原子炉格納容器５における設計基準事象（ＤＢＡ）への対策は、原子炉圧力容器１１内の炉心１２への注水を低圧注水ポンプ（動的注水ポンプ）３７で行いつつ、これとは別に熱交換器を有する動的安全系が必要になる。一方、シビアアクシデント（ＳＡ）への対策は、静的安全系による静的格納容器冷却系４０とコアキャッチャー４２とで行うこととなる。すなわち、従来の原子炉格納容器５における安全系３０では、従来の安全系システム３２が有する静的格納容器冷却系４０では、設計基準事象（ＤＢＡ）への対策に適用し難く、シビアアクシデント（ＳＡ）専用の静的安全系を単に加えたものに、さらに設計基準事象（ＤＢＡ）への対策として除熱系を追加する必要が生じ、安全系を構成する物量が増えて必然的に経済性は悪くなる。

次に、レイズドサプレッションプール型原子炉格納容器で構成された従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の安全系の一例を説明する。

図９は、従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の安全系の一例を示すシステム構成図である。

この従来の原子力発電プラント７０Ａにおいて従来の原子力発電プラント７０と同じ構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。

図９に示すように、原子力発電プラント７０Ａは、レイズドサプレッションプール型の原子炉格納容器（ＰＣＶ）５Ａに原子炉圧力容器（ＲＰＶ）１１が格納される。

圧力抑制プール２２は原子炉格納容器５Ａの床面より上部に位置する。また、圧力抑制室２１の圧力抑制プール２２の上には、事故時にベント管２４から吹き出した蒸気を凝縮させた残りの不凝縮性ガスを溜める空間があり、この空間は原子炉格納容器５Ａの上端まで延び、ドライウェル１９のトップスラブ（天板）と同一の高さになっている。

原子炉圧力容器１１には炉心１２で発生した蒸気が案内される主蒸気系２７が設けられる。主蒸気系２７はドライウェル１９内を垂下し、ドライウェル１９の下部より原子炉格納容器５Ａの外部に導かれる。

従来の安全系３０Ａは、配管破断事故等の設計想定事象（ＤＢＡ）に対策する安全系システム３２Ａと、これにシビアアクシデント対策設備３１Ａを加えたものから構成される。この安全系システム３２Ａは低圧炉心注水系３５と、自動減圧系３６と、静的安全系である重力落下式非常用炉心冷却系（ＧＤＣＳ）４８と、均圧炉心冷却系６４とから構成される。

重力落下式非常用炉心冷却系４８は、原子炉圧力容器１１より上部に設置された重力落下型の重力落下式非常用炉心冷却系プール（ＧＤＣＳプール）４９と、ＧＤＣＳプール４９と原子炉圧力容器１１とを結ぶ重力落下式非常用炉心冷却系配管５０と、重力落下式非常用炉心冷却系配管５０に配置されＧＤＣＳプール４９から原子炉圧力容器１１内への流れのみを許す逆止弁５１と、重力落下式非常用炉心冷却系配管５０に配置された重力落下式非常用炉心冷却系隔離弁５２とから構成される。

均圧炉心冷却系６４は、原子炉圧力容器１１内の圧力が低下し、均圧注水弁６５の開放により、原子炉圧力容器１１と原子炉格納容器５Ａのドライウェル１９と圧力抑制プール２２との圧力差が解消される。静的格納容器冷却系ドレンタンク６０のプール水を原子炉圧力容器１１内に動的機器を使用することなく注水できる。

図１０は、従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の安全系の原子炉冷却材喪失事故時の炉心冷却の状態を示す図である。

図１０に示すように、原子炉に配管破断事故等の設定想定事象（ＤＢＡ）が発生した場合、自動減圧系３６の逃し安全弁３８を開放して原子炉圧力容器１１内の蒸気を主蒸気系２７から自動減圧系３６の配管を通して圧力抑制プール２２内に案内して原子炉圧力容器１１内の圧力を減圧させ、安全系システム３２の低圧炉心注水系３５、重力落下式非常用炉心冷却系４８および均圧炉心冷却系６４により原子炉圧力容器１１へ継続的に注水する。

レイズドサプレッションプール型原子炉格納容器５Ａでは、圧力抑制プール２２を原子炉格納容器５Ａの上方に位置させることで、主蒸気系２７等の配管の経路は原子炉格納容器５Ａの下部を通す構造とするか、あるいは圧力抑制プール２２を通す構造（図では破線で示す）とする必要がある。

しかし、圧力抑制プール２２部に通常の供用温度または通常の運転圧力が所定を超える主蒸気系２７や給水系（図示省略）などの高エネルギー配管を通す場合には、圧力抑制プール２２内の高エネルギー配管が破断すると原子炉格納容器５Ａの圧力抑制機能が喪失するので、圧力抑制プール２２を通る高エネルギー配管は二重管構造にして保護することが必要となる。また、高エネルギー配管と原子炉格納容器５Ａ外壁との接合部では、高エネルギー配管の熱膨張による変形を吸収するために配管の接合部をベローズ構造にする必要がある。

一方、高エネルギー配管を原子炉格納容器５Ａの下部を通す構造にすると、ドライウェル１９の空間容積が増加し炉心１２の溝浸けに必要な水量が膨大に必要になり合理的な設計とならない。事故時に圧力抑制プール２２とＧＤＣＳプール４９とから下部ドライウェル１８に溜まる水量相当を圧力抑制プール２２とＧＤＣＳプール４９とではハッチング領域Ｐで、下部ドライウェル１８ではハッチング領域Ｗで示す。なお、炉心の溝浸けとは、ドライウェル１９に満たされた水が原子炉圧力容器（ＲＰＶ）１１に収容された炉心１２の上部まで達している状態である。

強制循環炉の設定想定事象（ＤＢＡ）対策に静的安全系を適用する場合は、先ず炉心を溝浸けさせて、この溝浸けさせた炉心に均圧注水ができる原子炉格納容器（ＰＣＶ）が必要になる。次に炉心を溝浸けに至らしめる手段が必要になる。しかし、静的安全系のみで炉心を溝浸け状態に至らしめるには、原子炉格納容器（ＰＣＶ）の天井より上に３０００ｍ^３もの膨大な容量を有する原子炉格納容器（ＰＣＶ）と同程度の設計のタンクが必要になる。このような大型のタンクでは原子力発電プラントにおける配置上の影響が大きく、従来の原子炉格納容器５Ａのまま設定想定事象（ＤＢＡ）対策に静的安全系を適用した強制循環炉の実現は困難であった。

そこで、原子炉格納容器（ＰＣＶ）に備えられた安全系には、動的安全系と静的安全系とを組み合わせたハイブリッド安全系が必要になる。また、このハイブリッド安全系には高い信頼性が必要になる。さらに、ハイブリッド安全系の構成全体の経済性は、従来の動的安全系による設計基準事象（ＤＢＡ）対策と、従来の静的安全系によるシビアアクシデント（ＳＡ）対策との組合せよりも向上することが望まれる。

一方、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）長の長い自然循環炉では、圧力抑制プールのエレベーションを従来原子炉格納容器（ＰＣＶ）よりも上方にしたレイズドサプレッションプール型原子炉格納容器（ＰＣＶ）を採用することで炉心の溝浸けを実現しようとする試みがなされている。しかしながら前述のように、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）長の短い強制循環炉では、主蒸気系等の高エネルギー配管の経路の確保は、圧力抑制プールとのエレベーションの関係上から困難であり、高エネルギー配管の経路は圧力抑制プール部を通すか、あるいは原子炉格納容器（ＰＣＶ）の下部まで迂回させる必要が生じて合理的でない設計となる。

本発明は、上述した課題を解決するために、強制循環炉を格納する原子炉格納容器（ＰＣＶ）と動的安全系と静的安全系を組み合わせた経済的なハイブリッド安全系との組み合わせを提供することを目的とする。

本発明に係る沸騰水型原子炉のハイブリッド安全系は、上述した課題を解決するために、原子炉格納容器に設けられたドライウェルと圧力抑制プールとを連通するベント管の上端側の開口部を前記原子炉格納容器のダイアフラムフロアーより上方に突出させ、原子炉圧力容器に収容される炉心の上端は前記ダイアフラムフロアーより下方に配置させ、前記炉心が冠水するまで前記ドライウェル内を水で満たす手段を有し、前記ベント管の上端よりも低く、前記ダイアフラムフロアーよりも高い位置に設けられた均圧炉心冷却系により炉心に均圧注水することを特徴とする。

本発明によれば、強制循環炉を格納する原子炉格納容器（ＰＣＶ）と動的安全系と静的安全系を組み合わせた経済的なハイブリッド安全系との組み合わせを提供できる。

以下、本発明に係る沸騰水型原子炉のハイブリッド安全系の実施の形態について、図面を参照して説明する。

［第１の実施形態］
本発明に係る沸騰水型原子炉のハイブリッド安全系の第１実施形態について、図１から図３を参照して説明する。

図１は、本発明の第１実施形態に係る沸騰水型原子炉のハイブリッド安全系の実施形態を示すシステム構成図である。

図１に示すように、原子炉施設である原子力発電プラント７０Ｂは、原子炉格納容器（ＰＣＶ）５に原子炉圧力容器（ＲＰＶ）１１が格納される。炉心１２は原子炉圧力容器１１の内部に収納され、炉水である原子炉冷却材１３で冠水されている。原子炉圧力容器１１は、下端にインターナルポンプ１４が設置され、原子炉冷却材１３が炉心１２に強制的に供給される強制循環型の原子炉である。原子炉圧力容器１１は上部ドライウェル１７と下部ドライウェル１８とからなるドライウェル１９内部に設置される。下部ドライウェル１８を円周状（環状）に取り囲むように圧力抑制室２１が設置され、この圧力抑制室２１内部には圧力抑制プール２２が貯えられる。ドライウェル１９と圧力抑制プール２２とはベント管（ＬＯＣＡベント管）２４により連通される。また、圧力抑制室２１の圧力抑制プール２２の上には、事故時にベント管２４から吹き出した蒸気を凝縮させた残りの不凝縮性ガスを溜める空間がある。この不凝縮性ガスを溜める空間の圧力がドライウェル１９内の圧力を超えると真空破壊弁２５が作動して、不凝縮性ガスはドライウェル１９内へ放出される。

原子炉圧力容器１１には炉心１２で発生した蒸気が案内される主蒸気系２７が設けられる。炉心１２で発生した蒸気は気液分離され、乾燥された後、主蒸気系２７の配管を通って蒸気タービン（図示省略）に導かれ、発電機（図示省略）を駆動させて仕事をする。蒸気タービンで仕事をした蒸気は復水器（図示省略）で冷却され、復水となった後、原子炉復水・給水系（図示省略）を通って原子炉圧力容器１１内に給水され、還流される。

主蒸気系２７には、原子炉圧力容器１１内の気相部と原子炉格納容器５内のドライウェル１９との間に連通可能に設けられ、事故時に原子炉圧力容器１１内の蒸気をドライウェル１９に逃がして原子炉圧力容器１１内の圧力を迅速かつ緊急に低下させる均圧弁（ＤＰＶ）５４が設けられる。

ベント管２４の上端側の開口部は、圧力抑制室２１の天井であるダイアフラムフロアー５５より上方に突出して設けられる。この突出量は数十センチメートル程度とする。一方、炉心１２は、その上端がダイアフラムフロアー５５よりも１から２ｍ程度下方になるよう配置される。一方、上部ドライウェル１７の高さは、主蒸気系２７や給水系（図示省略）等の配管の経路を確保し、かつ、主蒸気系隔離弁５６等の大型弁等の構造物を原子炉格納容器５に搬出入可能な範囲で最小となるよう構成することが好ましい。

原子力発電プラント７０Ｂの原子炉（原子炉圧力容器１１）の廻りに設けられたハイブリッド安全系５８は、万一の事故時に系統の故障などを考慮しても放射性物質を環境に拡散することがないように、多重の安全性が配慮されている。

ハイブリッド安全系５８は、配管破断事故等の設計想定事象（ＤＢＡ）に対策する安全系システム３２Ｂとシビアアクシデント対策設備３１Ｂとから構成される。

安全系システム３２Ｂは低圧炉心注水系（ＬＰＦＬ）３５と、自動減圧系（ＡＤＳ）３６と、静的安全系である重力落下式非常用炉心冷却系（ＧＤＣＳ）４８と、静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）４０と、均圧炉心冷却系６４とから構成される。低圧炉心注水系３５と、重力落下式非常用炉心冷却系４８とは、ダイアフラムフロアー５５より上方で原子炉圧力容器１１に接続される。すなわち、低圧炉心注水系３５と、重力落下式非常用炉心冷却系４８とは、炉心１２の上端よりも上方の位置で原子炉圧力容器１１に接続される。低圧炉心注水系３５は多くの動的機器が設けられた動的安全系である。

低圧炉心注水系３５はＧＤＣＳプール４９のプール水および圧力抑制プール２２のプール水を非常用発電設備（図示省略）で駆動される低圧注水ポンプ（動的注水ポンプ）３７で昇圧し、原子炉圧力容器１１内に注水する。低圧炉心注水系３５は、原子炉格納容器５と原子炉圧力容器１１との差圧が所定圧力以下まで低下すると、冷却材を炉心１２に注水する能力を有する。

自動減圧系３６は、低圧炉心注水系３５と連係して作動し、炉心１２を冷却する機能を有する。自動減圧系３６は強制的に開操作が可能な逃し安全弁（ＳＲＶ）３８を備え、原子炉冷却材喪失事故時には、原子炉圧力容器１１内の蒸気を圧力抑制プール２２に逃し、原子炉圧力容器１１内の圧力を速やかに低下させる。原子炉圧力容器１１内の圧力を低下させることで、低圧炉心注水系３５により圧力抑制プール２２のプール水を原子炉圧力容器１１内に注水することが可能となり、炉心１２の冷却ができる。

重力落下式非常用炉心冷却系４８は、原子炉圧力容器１１より上部に設置された重力落下型の重力落下式非常用炉心冷却系プール（ＧＤＣＳプール）４９と、ＧＤＣＳプール４９と原子炉圧力容器１１とを結ぶ重力落下式非常用炉心冷却系配管５０と、重力落下式非常用炉心冷却系配管５０に配置されＧＤＣＳプール４９から原子炉圧力容器１１内への流れのみを許す逆止弁５１と、重力落下式非常用炉心冷却系配管５０に配置された重力落下式非常用炉心冷却系隔離弁５２とから構成される。ＧＤＣＳプール４９内の気層部と圧力抑制室２１の気層部とは連通されている。ＧＤＣＳプール４９は、炉心１２の溝浸けに必要な水量の全てを貯留するよう構成することができる。

静的格納容器冷却系４０は、冷却配管４４が原子炉格納容器５のドライウェル１９、例えばドライウェル１９頂部から引き出され、途中にＰＣＣＳ熱交換器４５を備えてダイアフラムフロアー５５上に設けられた静的格納容器冷却系ドレンタンク６０内に終端し、開放される。静的格納容器冷却系ドレンタンク６０には、圧力抑制プール２２からプール水を揚水する揚水ポンプ６１を有する系統が追設される。揚水ポンプ６１は圧力抑制プール２２のプール水をダイアフラムフロアー５５より上方に揚水して静的格納容器冷却系ドレンタンク６０に注水する。静的格納容器冷却系４０は、バルブやポンプなどの動的機器を使用しない完全に静的な安全系であり信頼性が非常に高い。

静的格納容器冷却系ドレンタンク６０は、ベント管２４の上端よりも低く、ダイアフラムフロアー５５よりも高い位置に設けられた均圧炉心冷却系６４により原子炉圧力容器１１と連通される。均圧炉心冷却系６４は、均圧弁５４の開放による原子炉圧力容器１１内の圧力の低下により、原子炉圧力容器１１と原子炉格納容器５のドライウェル１９との圧力差が解消され、所定の圧力差以下になると均圧注水弁６５の開放により、静的格納容器冷却系ドレンタンク６０のプール水を原子炉圧力容器１１内に動的機器を使用することなく注水できる。また、静的格納容器冷却系ドレンタンク６０は、ベント管２４の上端よりも低い位置に設けられた逆止弁６２を有する均圧戻り配管６６でドライウェル１９と連通される。揚水ポンプ６１によって静的格納容器冷却系ドレンタンク６０に注水された圧力抑制プール２２のプール水は、均圧炉心冷却系６４から原子炉圧力容器１１に注水される。

さらに、原子力発電プラント７０Ｂのハイブリッド安全系５８は、シビアアクシデント対策設備３１Ｂとして原子炉格納容器５の底部に設けられ、事故時には溶融した炉心１２（溶融炉心）を受け止めるコアキャッチャー４２と、原子炉格納容器５の蓋等を含む上部を冷却する原子炉ウェルプール６７とを備える。シビアアクシデント対策設備３１Ｂはできるだけ動的機器を備えない構成となっている。また、シビアアクシデント対策設備３１Ｂは、ＧＤＣＳプール４９または圧力抑制プール２２のプール水を下部ドライウェル１８へ落下させる配管（図示省略）を有する。さらに、シビアアクシデント対策設備３１Ｂは、安全系システム３２Ｂが備える静的格納容器冷却系４０を共用する。

次に、例えば設計想定事象（ＤＢＡ）である原子炉冷却材喪失事故が発生した場合の原子力発電プラント７０Ｂのハイブリッド安全系５８における安全機能について説明する。原子炉冷却材喪失事故では、原子炉の運転中に、原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管あるいはこれに付随する機器等の破損等により、原子炉冷却材が系外に流出し炉心１２の冷却機能が低下する事象を想定する。なお、原子炉冷却材圧力バウンダリとは、原子炉の通常運転時に、原子炉冷却材を内包して原子炉と同じ圧力条件となり、異常状態において圧力障壁を形成するものであって、これが破壊すると原子炉冷却材喪失となる範囲の施設である。

図２は、本発明の第１実施形態に係る沸騰水型原子炉のハイブリッド安全系の実施形態の設計想定事象時の炉心冷却の状態を示す図である。

図２に示すように、原子力発電プラント７０Ｂの運転中に、設計想定事象（ＤＢＡ）である原子炉冷却材喪失事故が生じて、原子炉冷却材圧力バウンダリの破断口から原子炉冷却材１３が流出すると、原子炉圧力容器１１内の圧力が低下するとともに原子炉格納容器５のドライウェル１９内に蒸気が放出される。この放出された蒸気は、ドライウェル１９内の雰囲気ガスとともにドライウェル１９と圧力抑制プール２２とを連通させるベント管２４を介して圧力抑制プール２２に案内され、冷却されて凝縮水となる。

原子炉圧力容器１１内の原子炉冷却材１３の水位は、破断口からの蒸気の流出により低下する。原子炉圧力容器１１内の原子炉冷却材１３の水位が所定の水位よりも低くなると、計装設備（図示省略）により炉水位低信号が検知され、この検知信号に基づきハイブリッド安全系５８を構成する自動減圧系３６が作動する。自動減圧系３６は、主蒸気系２７を介して逃し安全弁３８から圧力抑制プール２２に原子炉圧力容器１１内の蒸気を案内する。そうすると、原子炉圧力容器１１内の圧力は急速に減圧する。この後、均圧弁５４が開いて原子炉圧力容器１１内と原子炉格納容器５のドライウェル１９との間の圧力が均圧し、その後蒸気は優先的に均圧弁５４の方へ流れるので逃し安全弁３８から圧力抑制プール２２への蒸気の放出は停止する。

低圧炉心注水系３５は、原子炉圧力容器１１内の圧力が低下して、例えば原子炉圧力容器１１内の圧力が略１．５ＭＰａに減圧すると注水が開始される。低圧炉心注水系３５は、原子炉冷却材喪失事故発生の初期はＧＤＣＳプール４９を、最終的には圧力抑制プール２２を水源として原子炉圧力容器１１内に注水して炉心１２を再冠水した後も運転を継続し、最終的には破断口から溢れた水が原子炉圧力容器１１廻りを冠水（溝浸け）するまで作動される。

一方、低圧炉心注水系３５が有する低圧注水ポンプ３７が電源喪失等の原因で起動できない場合であっても、均圧弁５４により原子炉圧力容器１１内と原子炉格納容器５のドライウェル１９との間の圧力が均圧されれば、重力落下式非常用炉心冷却系４８が有するＧＤＣＳプール４９のプール水を原子炉圧力容器１１との重力差だけで注水して炉心１２を再冠水できる。このときＧＤＣＳプール４９に必要な水量は高々３００ｍ^３程度である。この水量は、静的力のみで原子炉圧力容器１１廻りを冠水させて、均圧炉心冷却系６４によって原子炉圧力容器１１内の炉心１２を冠水継続する場合に必要な水量３０００ｍ^３に対して１／１０程度に合理化されている。

すなわち、低圧炉心注水系３５と、重力落下式非常用炉心冷却系４８とは、それぞれ炉心１２が冠水するまでドライウェル１９内を水で満たすことができる。

その後、揚水ポンプ６１を有する系統により圧力抑制プール２２のプール水は静的格納容器冷却系ドレンタンク６０へ揚水される。このとき、原子炉圧力容器１１内の圧力は低下して、ドライウェル１９との間の圧力がほぼ均圧しているので、揚水ポンプ６１は低流量、かつ低揚程のポンプを用いることができる。

炉心１２が再冠水すると、静的格納容器冷却系ドレンタンク６０に揚水されて貯留された水は、静的格納容器冷却系ドレンタンク６０と原子炉圧力容器１１内との間の静水頭差により均圧炉心冷却系６４を介して注水される。

一方、原子炉圧力容器１１に注水された原子炉冷却材１３により炉心１２が再冠水されると、炉心１２が冠水された後の余分な原子炉冷却材１３は、破断口または均圧弁５４を介してドライウェル１９に放出される。ドライウェル１９は、ダイアフラムフロアー５５上に突出されたベント管２４の上部開口まで水で満たされる。余分な原子炉冷却材１３はベント管２４から圧力抑制プール２２に案内される。炉心１２が溝浸けされた後は、動的機器である低圧注水ポンプ３７と揚水ポンプ６１とは停止される。炉心１２が溝浸けされると、炉心１２はドライウェル１９に満たされた水により均圧注水されて循環冷却される。

破断口あるいは均圧弁５４が開いて崩壊熱により原子炉圧力容器１１内に発生した蒸気がドライウェル１９に放出され続けると、この蒸気は静的格納容器冷却系４０が有するＰＣＣＳ熱交換器４５により冷却され凝縮水となり静的格納容器冷却系ドレンタンク６０へ案内される。この凝縮水は、均圧炉心冷却系６４を介して原子炉圧力容器１１内に注水される。原子炉圧力容器１１から破断口または均圧弁５４を介してドライウェル１９に放出される蒸気の一部は、原子炉格納容器５の外壁からの放熱によりドライウェル１９内壁面で蒸気が冷却されて凝縮水となりダイアフラムフロアー５５上に落水するが、均圧戻り配管６６から静的格納容器冷却系ドレンタンク６０へ重力差で戻され、静的格納容器冷却系４０から案内される凝縮水とともに原子炉圧力容器１１へ注水されるので、一旦原子炉冷却材１３で溝浸けされた原子炉圧力容器１１内の水位は維持される。したがって、原子炉格納容器５の系外から新たな水の補給が無くとも炉心１２は継続的に冷却される。このようにして原子炉格納容器５内の水が循環される。事故時に圧力抑制プール２２とＧＤＣＳプール４９とからドライウェル１９（下部ドライウェル１８、上部ドライウェル１７）に溜まる水量相当を圧力抑制プール２２とＧＤＣＳプール４９とではハッチング領域Ｐで、ドライウェル１９ではハッチング領域Ｗで示す。

ＰＣＣＳ熱交換器４５から圧力抑制プール２２へ設けられるガスベント管（図示省略）を介して間欠的に放出される蒸気および原子炉圧力容器１１の破断口から放出されてドライウェル１９からベント管２４を介して圧力抑制プール２２側に案内される蒸気は、量的には少ないので、予め炉心１２を溝浸けする水量として数日、例えば３日程度分をドライウェル１９の溝浸け水として圧力抑制プール２２のプール水やＧＤＣＳプール４９のプール水の中に確保しておくことで、数日間は揚水ポンプ６１の再起動または系外からの水の補給を必要とせず、静的格納容器冷却系ドレンタンク６０から原子炉圧力容器１１への注水と炉心１２の冷却とを維持できる。

次に、例えばシビアアクシデント（ＳＡ）である炉心溶融が発生した場合の原子力発電プラント７０のハイブリッド安全系５８における安全機能について説明する。

図３は、本発明の第１実施形態に係る沸騰水型原子炉のハイブリッド安全系の実施形態のシビアアクシデント時の炉心冷却の状態を示す図である。

図３に示すように、原子力発電プラント７０Ｂの運転中に、シビアアクシデント（ＳＡ）である炉心１２の溶融が生じて、溶融した炉心１２が原子炉圧力容器１１内から原子炉格納容器５の床に落下すると、溶融した炉心１２は原子炉格納容器５底部に備えられたコアキャッチャー４２により受け止められる。このとき、原子炉圧力容器１１内に残存する原子炉冷却材１３は溶融した炉心１２と共に下部ドライウェル１８へ落水して、溶融した炉心１２とこれを受け止めたコアキャッチャー４２とを冷却する。

また、溶融した炉心１２とこれを受け止めたコアキャッチャー４２とを冷却する水はＧＤＣＳプール４９または圧力抑制プール２２のプール水を配管（図示省略）を介して必要な水量分を重力落下させることもできる。

ドライウェル１９には、原子炉圧力容器１１内と溶融した炉心１２の冷却により発生する蒸気とが放出される。この放出されたほとんどの蒸気は、静的格納容器冷却系４０が有するＰＣＣＳ熱交換器４５により冷却され凝縮水となり静的格納容器冷却系ドレンタンク６０へ案内される。この凝縮水により静的格納容器冷却系ドレンタンク６０が満水になると、静的格納容器冷却系ドレンタンク６０から凝縮水が溢れてドライウェル１９に落水し、ダイアフラムフロアー５５を介して下部ドライウェル１８に落下する。このとき炉心１２の一部が落下せずに原子炉圧力容器１１内に留まって発熱する事象については、ドライウェル１９の冷却は静的格納容器冷却系４０により行い、原子炉格納容器５の蓋フランジ部等のように高温になりやすい部分は、原子炉格納容器５蓋上の原子炉ウェルプール６７のプール水により冷却されて保護される。ドライウェル１９内の蒸気の一部は、原子炉格納容器５蓋内面で冷却されて凝縮水となり原子炉格納容器５蓋部を冷却するとともに、この蓋部から水滴となって落下し原子炉圧力容器１１を外面から冷却するとともに下部ドライウェル１８へ落下することで循環される。

例えば設計想定事象（ＤＢＡ）に対策する安全系システム３２Ｂは、低圧炉心注水系３５を２系統、揚水ポンプ６１を有する系統を２系統とし、各々の系統が原子炉圧力容器１１に注水する能力を１００％容量として全体で４００％容量となる。いずれか１系統の安全機能が確保されれば炉心１２を溝浸けすることができる。また、炉心１２を溝浸けするための水源はＧＤＣＳプール４９が３００ｍ^３程度と、圧力抑制プール２２のプール水が用いられる。原子炉格納容器５内の除熱は静的格納容器冷却系４０で行い、静的格納容器冷却系４０は設計想定事象（ＤＢＡ）に対策する安全系システム３２Ｂのみならず、シビアアクシデント対策設備３１Ｂにも共用できる。これにシビアアクシデント対策設備３１Ｂの専用設備としてコアキャッチャー４２と原子炉ウェルプール６７とが加わる。

すなわち、本実施形態の原子炉格納容器５とハイブリッド安全系５８の組み合わせであれば従来の安全系３０と比較する対象は、短期のみ作動する低圧注水ポンプ３７が２台と、揚水ポンプ６１が２台と、３００ｍ^３程度のＧＤＣＳプール４９となり、従来の安全系３０が、例えば長期作動する必要がある高圧注水系に設けられたポンプ２台と低圧注水系のポンプ３台とからなることを考えれば、従来の安全系３０に対してハイブリッド安全系５８はシステム全体として大幅に合理化されている。

本実施形態の原子力発電プラント７０のハイブリッド安全系５８によれば、事故後短期は動的機器あるいは動的機器と静的機器との組合せにより、原子炉圧力容器１１内の水位の確保と、炉心１２の溝浸け状態への移行を行うことができる。その後、長期的には系外からの水の補給や動的機器の駆動に頼らずに、静的機器と系内の保有水のみで炉心１２と原子炉格納容器５の安定的な冷却状態を維持できる。短期的な動的機器の信頼性は、動的機器を有する系の注水パスの多重性と多様性を確保することで充分に確保できる。また、このとき用いられる動的機器の駆動時間は炉心１２を溝浸け状態へ移行するまでの短期間でよい。

そうすると、例えば動的機器が非常用ガスタービン発電機により駆動されるポンプであれば、非常用ガスタービン発電機の駆動に必要な燃料は数時間分をデイタンクとして非常用ガスタービン発電機の設置エリア内に併設することができる。また、例えば動的機器がバッテリー駆動ポンプであれば、駆動用のバッテリーをバッテリー駆動ポンプの制御エリアに設置することができる。

さらに、揚水ポンプ６１の必要容量は、原子炉圧力容器１１とドライウェル１９との間の圧力が均圧して、原子炉圧力容器１１の破断口から原子炉冷却材１３が静水頭差で流出する状態で、静的格納容器冷却系ドレンタンク６０から均圧炉心冷却系６４により原子炉圧力容器１１内へ注水する必要流量から決められる。そして、揚水ポンプ６１を有する系統は、圧力抑制プール２２のプール水を原子炉圧力容器１１へ注水する経路として、一旦、静的格納容器冷却系ドレンタンク６０を介しているので、揚水ポンプ６１の必要容量は１０ＫＷ程度と非常に小さくてよい。したがって、現状のＤＣバッテリー技術でも揚水ポンプ６１を充分運転可能である。

シビアアクシデント（ＳＡ）については、設計基準事象（ＤＢＡ）についての対策とは別に、コアキャッチャー４２と原子炉ウェルプール６７とが備えられ、安全系システム３２Ｂが備える高信頼性の静的格納容器冷却系４０を共用することで対策できる。

本実施形態の原子力発電プラント７０のハイブリッド安全系５８によれば、強制循環型の原子炉において、事故時に炉心１２を溝浸けにして静的安全系により長期的に炉心１２を安定冷却状態にできるハイブリッド安全系５８を経済的・合理的な設計で実現できる。

また、本実施形態のハイブリッド安全系５８では、海水系などの系外からの補助は不要であり、かつ大型のタンクが不要なことから安全系の全てを原子炉建屋内に収まる構成が実現可能であり、従来の動的安全系を持つ原子力発電プラントに比べて地震などの外部事象に対して強い原子力発電プラントにできる。

さらに、安全系の定期点検時の安全性に関しても、原子炉圧力容器の開放中に設計想定事象（ＤＢＡ）である原子炉冷却材喪失事故が起きても、この溝浸け型原子炉格納容器（ＰＣＶ）と揚水ポンプの組合せは炉心１２を安定的な冷却状態へ移行させるのに有効である。

さらにまた、低圧炉心注水系３５および揚水ポンプ６１を有する系統の多重性を強化することで、安全系のオンラインメンテナンスが容易に実施できる。

原子力発電プラント７０Ｂに備えられたハイブリッド安全系５８は、強制循環炉を格納する原子炉格納容器（ＰＣＶ）と設計基準事象（ＤＢＡ）対策用に動的安全系と静的安全系を組み合わせた経済的なハイブリッド安全系との組み合わせを提供でき、かつシビアアクシデント（ＳＡ）対策用にも使用できる。

［第２の実施形態］
本発明に係る沸騰水型原子炉のハイブリッド安全系の第２実施形態について、図４から図６を参照して説明する。

なお、本実施形態において第１実施形態と同じ構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。

図４は、本発明の第２実施形態に係る沸騰水型原子炉のハイブリッド安全系の実施形態を示すシステム構成図である。

図４に示すように、原子力発電プラント７０Ｂの原子炉（原子炉圧力容器１１）の廻りに設けられたハイブリッド安全系５８Ａは、万一の事故時に系統の故障などを考慮しても放射性物質を環境に拡散することがないように、多重の安全性が配慮されている。

ハイブリッド安全系５８Ａは、配管破断事故等の設計想定事象（ＤＢＡ）に対策する安全系システム３２Ｃとシビアアクシデント対策設備３１Ｃとから構成される。

安全系システム３２Ｃは、自動減圧系（ＡＤＳ）３６と、静的安全系である蓄圧注水式非常用炉心冷却系７２と、静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）４０Ａと、均圧炉心冷却系６４とから構成される。蓄圧注水式非常用炉心冷却系７２は、ダイアフラムフロアー５５より上方で原子炉圧力容器１１に接続される。すなわち、蓄圧注水式非常用炉心冷却系７２は、炉心１２の上端よりも上方の位置で原子炉圧力容器１１に接続される。

自動減圧系３６は、蓄圧注水式非常用炉心冷却系７２と連係して作動し、炉心１２を冷却する機能を有する。自動減圧系３６は強制的に開操作が可能な逃し安全弁（ＳＲＶ）３８を備え、原子炉冷却材喪失事故時には、原子炉圧力容器１１の蒸気を圧力抑制プール２２に逃し、原子炉圧力容器１１内の圧力を速やかに低下させる。原子炉圧力容器１１内の圧力を低下させることで、蓄圧注水式非常用炉心冷却系７２により蓄圧注水タンク７３のプール水を原子炉圧力容器１１内に注水することが可能となり、炉心１２の冷却ができる。

蓄圧注水式非常用炉心冷却系７２は、窒素などの所要の気体によって加圧されたプール水を蓄えた蓄圧注水タンク７３と、蓄圧注水タンク７３と原子炉圧力容器１１とを結ぶ蓄圧注水式非常用炉心冷却系配管７４と、蓄圧注水式非常用炉心冷却系配管７４に配置され、蓄圧注水タンク７３から原子炉圧力容器１１内への流れのみを許す逆止弁７５と、蓄圧注水式非常用炉心冷却系配管７４に配置された蓄圧注水系隔離弁７６とから構成される。蓄圧注水タンク７３は、炉心１２の溝浸けに必要な水量の全てを貯留するよう構成することができる。蓄圧注水式非常用炉心冷却系配管７４には、圧力抑制プール２２からプール水を揚水する揚水ポンプ６１を有する系統が追設される。揚水ポンプ６１は圧力抑制プール２２のプール水をダイアフラムフロアー５５より上方に揚水して原子炉圧力容器１１に注水する。

静的格納容器冷却系４０Ａは、冷却配管４４が原子炉格納容器５のドライウェル１９、例えばドライウェル１９頂部から引き出され、途中にＰＣＣＳ熱交換器４５を備えて上部ドライウェル１７内に終端し、開放される。静的格納容器冷却系４０Ａは、バルブやポンプなどの動的機器を使用しない完全に静的な安全系であり信頼性が非常に高い。

上部ドライウェル１７は、ベント管２４の上端よりも低く、ダイアフラムフロアー５５よりも高い位置に設けられた均圧炉心冷却系６４により原子炉圧力容器１１と連通される。均圧炉心冷却系６４は、均圧弁５４の開放による原子炉圧力容器１１内の圧力の低下により、原子炉圧力容器１１と原子炉格納容器５のドライウェル１９との圧力差が解消され、所定の圧力差以下になると均圧注水弁６５の開放により、ダイアフラムフロアー５５上のプール水を原子炉圧力容器１１内に動的機器を使用することなく注水できる。

さらに、原子力発電プラント７０Ｂのハイブリッド安全系５８Ａは、シビアアクシデント対策設備３１Ｃとして原子炉格納容器５の底部に設けられ、事故時には溶融した炉心１２（溶融炉心）を受け止めるコアキャッチャー４２と、原子炉格納容器５の蓋等を含む上部を冷却する原子炉ウェルプール６７とを備える。シビアアクシデント対策設備３１Ｃはできるだけ動的機器を備えない構成となっている。また、シビアアクシデント対策設備３１Ｃは、蓄圧注水タンク７３または圧力抑制プール２２のプール水を下部ドライウェル１８へ注水させる配管（図示省略）を有する。さらに、シビアアクシデント対策設備３１Ｃは、安全系システム３２Ｃが備える静的格納容器冷却系４０Ａを共用する。

次に、例えば設計想定事象（ＤＢＡ）である原子炉冷却材喪失事故が発生した場合の原子力発電プラント７０Ｂのハイブリッド安全系５８Ａにおける安全機能について説明する。

図５は、本発明の第２実施形態に係る沸騰水型原子炉のハイブリッド安全系の実施形態の設計想定事象時の炉心冷却の状態を示す図である。

図５に示すように、原子力発電プラント７０Ｂの運転中に、設計想定事象（ＤＢＡ）である原子炉冷却材喪失事故が生じて、原子炉冷却材圧力バウンダリの破断口から原子炉冷却材１３が流出すると、原子炉圧力容器１１内の圧力が低下するとともに原子炉格納容器５のドライウェル１９内に蒸気が放出される。この放出された蒸気は、ドライウェル１９内の雰囲気ガスとともにドライウェル１９と圧力抑制プール２２とを連通させるベント管２４を介して圧力抑制プール２２に案内され、冷却されて凝縮水となる。

原子炉圧力容器１１内の原子炉冷却材１３の水位は、破断口からの蒸気の流出により低下する。原子炉圧力容器１１内の原子炉冷却材１３の水位が所定の水位よりも低くなると、計装設備（図示省略）により炉水位低信号が検知され、この検知信号に基づきハイブリッド安全系５８Ａを構成する自動減圧系３６が作動する。自動減圧系３６は、主蒸気系２７を介して逃し安全弁３８から圧力抑制プール２２に原子炉圧力容器１１内の蒸気を案内する。そうすると、原子炉圧力容器１１内の圧力は急速に減圧する。この後、均圧弁５４が開いて原子炉圧力容器１１内と原子炉格納容器５のドライウェル１９との間の圧力が均圧し、その後蒸気は優先的に均圧弁５４の方へ流れるので逃し安全弁３８から圧力抑制プール２２への蒸気の放出は停止する。

蓄圧注水式非常用炉心冷却系７２は、原子炉圧力容器１１内の圧力が低下して、例えば原子炉圧力容器１１内の圧力が略３．０ＭＰａに減圧すると注水が開始される。蓄圧注水式非常用炉心冷却系７２は、蓄圧注水タンク７３を水源として原子炉圧力容器１１内に注水して炉心１２を再冠水させ、最終的には破断口から溢れた水が原子炉圧力容器１１廻りを冠水（溝浸け）させるまで作動される。このとき蓄圧注水タンク７３に必要な水量は高々３００ｍ^３程度である。この水量は、静的力のみで原子炉圧力容器１１廻りを冠水させて、均圧炉心冷却系６４によって原子炉圧力容器１１内の炉心１２を冠水継続させる場合に必要な水量３０００ｍ^３に対して１／１０程度に合理化されている。

その後、揚水ポンプ６１を有する系統により圧力抑制プール２２のプール水は原子炉圧力容器１１へ揚水される。このとき、原子炉圧力容器１１内の圧力は低下して、ドライウェル１９との間の圧力がほぼ均圧しているので、揚水ポンプ６１は低流量、かつ低揚程のポンプを用いることができる。

すなわち、蓄圧注水式非常用炉心冷却系７２と、揚水ポンプ６１を有する系統とは、炉心１２が冠水するまでドライウェル１９内を水で満たすことができる。

原子炉圧力容器１１に注水された原子炉冷却材１３により炉心１２が再冠水されると、炉心が冠水された後の余分な原子炉冷却材１３は、破断口または均圧弁５４を介してドライウェル１９に放出される。ドライウェル１９は、ダイアフラムフロアー５５上に突出されたベント管２４の上部開口まで水で満たされる。ダイアフラムフロアー５５上に満たされた水は、その静水頭圧と原子炉圧力容器１１内の静水頭圧との静水頭差により均圧炉心冷却系６４を介して注水される。余分な原子炉冷却材１３はベント管２４から圧力抑制プール２２に案内される。炉心１２が溝浸けされた後は、動的機器である揚水ポンプ６１は停止される。したがって、炉心１２が溝浸けされると、炉心１２はドライウェル１９に満たされた水により均圧注水されて循環冷却される。

破断口あるいは均圧弁５４が開いて崩壊熱により原子炉圧力容器１１内に発生した蒸気がドライウェル１９に放出され続けると、この蒸気は静的格納容器冷却系４０Ａが有するＰＣＣＳ熱交換器４５により冷却され凝縮水となりドライウェル１９へ案内される。この凝縮水は、均圧炉心冷却系６４を介して原子炉圧力容器１１内に注水される。また、原子炉圧力容器１１から破断口または均圧弁５４を介してドライウェル１９に放出される蒸気の一部は、原子炉格納容器５の外壁からの放熱によりドライウェル１９内壁面で蒸気が冷却されて凝縮水となりダイアフラムフロアー５５上に落水するが、静的格納容器冷却系４０Ａから案内される凝縮水とともに均圧炉心冷却系６４を介して原子炉圧力容器１１へ注水される。したがって、一旦、原子炉冷却材１３で溝浸けされた原子炉圧力容器１１内の水位は維持されるので、原子炉格納容器５の系外から新たな水の補給が無くとも炉心１２は継続的に冷却される。このようにして原子炉格納容器５内の水が循環される。事故時に圧力抑制プール２２と蓄圧注水タンク７３とからドライウェル１９（下部ドライウェル１８、上部ドライウェル１７）に溜まる水量相当を圧力抑制プール２２と蓄圧注水タンク７３とではハッチング領域Ｐで、ドライウェル１９ではハッチング領域Ｗで示す。

ＰＣＣＳ熱交換器４５から圧力抑制プール２２へ設けられるガスベント管（図示省略）を介して間欠的に放出される蒸気および原子炉圧力容器１１の破断口から放出されてドライウェル１９からベント管２４を介して圧力抑制プール２２側に案内される蒸気は、量的には少ないので、予め炉心１２を溝浸けする水量として数日、例えば３日程度分をドライウェル１９の溝浸け水として圧力抑制プール２２のプール水や蓄圧注水タンク７３のプール水の中に確保しておくことで、数日間は揚水ポンプ６１の再起動または系外からの水の補給を必要とせず、ダイアフラムフロアー５５上に満たされた水を原子炉圧力容器１１に注水して炉心１２の冷却を維持できる。

次に、例えばシビアアクシデント（ＳＡ）である炉心溶融が発生した場合の原子力発電プラント７０のハイブリッド安全系５８Ａにおける安全機能について説明する。

図６は、本発明の第２実施形態に係る沸騰水型原子炉のハイブリッド安全系の実施形態のシビアアクシデント時の炉心冷却の状態を示す図である。

図６に示すように、原子力発電プラント７０Ｂの運転中に、シビアアクシデント（ＳＡ）である炉心１２の溶融が生じて、溶融した炉心１２が原子炉圧力容器１１内から原子炉格納容器５の床に落下すると、溶融した炉心１２は原子炉格納容器５底部に備えられたコアキャッチャー４２により受け止められる。このとき、原子炉圧力容器１１内に残存する原子炉冷却材１３は溶融した炉心１２と共に下部ドライウェル１８へ落水して、溶融した炉心１２とこれを受け止めたコアキャッチャー４２とを冷却する。

また、溶融した炉心１２とこれを受け止めたコアキャッチャー４２とを冷却する水は蓄圧注水タンク７３または圧力抑制プール２２のプール水を配管（図示省略）を介して必要な水量分を注水させることもできる。

ドライウェル１９には、原子炉圧力容器１１内と溶融した炉心１２の冷却により発生する蒸気とが放出される。この放出されたほとんどの蒸気は、静的格納容器冷却系４０Ａが有するＰＣＣＳ熱交換器４５により冷却され凝縮水となりドライウェル１９へ案内される。この凝縮水はダイアフラムフロアー５５を介して下部ドライウェル１８に落下する。このとき炉心１２の一部が落下せずに原子炉圧力容器１１内に留まって発熱する事象については、ドライウェル１９の冷却は静的格納容器冷却系４０Ａにより行い、原子炉格納容器５の蓋フランジ部等のように高温になりやすい部分は、原子炉格納容器５蓋上の原子炉ウェルプール６７のプール水により冷却されて保護される。ドライウェル１９内の蒸気の一部は、原子炉格納容器５蓋内面で冷却されて凝縮水となり原子炉格納容器５蓋部を冷却するとともに、この蓋部から水滴となって落下し原子炉圧力容器１１を外面から冷却するとともに下部ドライウェル１８へ落下することで循環される。

例えば設計想定事象（ＤＢＡ）に対策する安全系システム３２Ｃは、蓄圧注水式非常用炉心冷却系７２を２系統、揚水ポンプ６１を有する系統を２系統とし、各々の系統が原子炉圧力容器１１に注水する能力を１００％容量として全体で４００％容量となる。いずれか１系統の安全機能が確保されれば炉心１２を溝浸けすることができる。すなわち、安全系システム３２Ｃは、第１実施形態に係る安全系システム３２Ｂが備えた低圧炉心注水系３５に代えて蓄圧注水式非常用炉心冷却系７２を備える。

また、炉心１２を溝浸けするための水源は蓄圧注水タンク７３が３００ｍ^３程度と、圧力抑制プール２２のプール水が用いられる。原子炉格納容器５内の除熱は静的格納容器冷却系４０Ａで行い、静的格納容器冷却系４０Ａは設計想定事象（ＤＢＡ）に対策する安全系システム３２Ｃのみならず、シビアアクシデント対策設備３１Ｃにも共用できる。これにシビアアクシデント対策設備３１Ｃの専用設備としてコアキャッチャー４２と原子炉ウェルプール６７とが加わる。

すなわち、本実施形態の原子炉格納容器５とハイブリッド安全系５８Ａの組み合わせであれば従来の安全系３０と比較する対象は、短期のみ作動する揚水ポンプ６１が２台と、３００ｍ^３程度の蓄圧注水タンク７３となり、従来の安全系３０が、例えば長期作動する必要がある高圧注水系に設けられたポンプ２台と低圧注水系のポンプ３台とからなることを考えれば、従来の安全系３０に対してハイブリッド安全系５８Ａはシステム全体として大幅に合理化されている。

本実施形態の原子力発電プラント７０のハイブリッド安全系５８Ａによれば、事故後短期は動的機器あるいは動的機器と静的機器との組合せにより、原子炉圧力容器１１内の水位の確保と、炉心１２の溝浸け状態への移行を行うことができる。その後、長期的には系外からの水の補給や動的機器の駆動に頼らずに、静的機器と系内の保有水のみで炉心１２と原子炉格納容器５の安定的な冷却状態を維持できる。短期的な動的機器の信頼性は、動的機器を有する系の注水パスの多重性と多様性を確保することで充分に確保できる。また、このとき用いられる動的機器の駆動時間は炉心１２を溝浸け状態へ移行するまでの短期間でよい。

そうすると、例えば動的機器が非常用ガスタービン発電機により駆動されるポンプであれば、非常用ガスタービン発電機の駆動に必要な燃料は数時間分をデイタンクとして非常用ガスタービン発電機の設置エリア内に併設することができる。また、例えば動的機器がバッテリー駆動ポンプであれば、駆動用のバッテリーをバッテリー駆動ポンプの制御エリアに設置することができる。

揚水ポンプ６１の必要容量は、原子炉圧力容器１１とドライウェル１９との間の圧力が均圧し、原子炉圧力容器１１の破断口から原子炉冷却材１３が静水頭差で流出する状態で、圧力抑制プール２２から原子炉圧力容器１１内へ注水する必要流量から決められる。この必要容量は１０ＫＷ程度と非常に小さくてよいので、現状のＤＣバッテリー技術でも揚水ポンプ６１を充分運転可能である。

シビアアクシデント（ＳＡ）については、設計基準事象（ＤＢＡ）についての対策とは別に、コアキャッチャー４２と原子炉ウェルプール６７とが備えられ、安全系システム３２Ｃが備える高信頼性の静的格納容器冷却系４０Ａを共用することで対策できる。

本実施形態の原子力発電プラント７０のハイブリッド安全系５８Ａによれば、強制循環型の原子炉において、事故時に炉心１２を溝浸けにして静的安全系により長期的に炉心１２を安定冷却状態にできるハイブリッド安全系５８Ａを経済的・合理的な設計で実現できる。

また、本実施形態のハイブリッド安全系５８Ａでは、海水系などの系外からの補助は不要であり、かつ大型のタンクが不要なことから安全系の全てを原子炉建屋内に収まる構成が実現可能であり、従来の動的安全系を持つ原子力発電プラントに比べて地震などの外部事象に対して強い原子力発電プラントにできる。

さらに、安全系の定期点検時の安全性に関しても、原子炉圧力容器の開放中に設計想定事象（ＤＢＡ）である原子炉冷却材喪失事故が起きても、この溝浸け型原子炉格納容器（ＰＣＶ）と揚水ポンプの組合せは炉心１２を安定的な冷却状態へ移行させるのに有効である。

さらにまた、揚水ポンプ６１を有する系統の多重性を強化することで、安全系のオンラインメンテナンスが容易に実施できる。

原子力発電プラント７０Ｂが備えたハイブリッド安全系５８Ａでは、強制循環炉を格納する原子炉格納容器（ＰＣＶ）と設計基準事象（ＤＢＡ）対策用に動的安全系と静的安全系を組み合わせた経済的なハイブリッド安全系との組み合わせを提供でき、かつシビアアクシデント（ＳＡ）対策用にも使用できる。

原子力発電プラント７０Ｂは、ハイブリッド安全系５８の安全系システム３２Ｂと、ハイブリッド安全系５８Ａの安全系システム３２Ｃとを多重化して、例えば、安全系システム３２Ｂを１系統、安全系システム３２Ｃを１系統とすることができる。さらに具体的には、安全系システム３２Ｂは低圧炉心注水系３５を１系統、揚水ポンプ６１を有する系統を１系統、安全系システム３２Ｃは蓄圧注水式非常用炉心冷却系７２を１系統、揚水ポンプ６１を有する系統を１系統のように多重化することができる。各々の系統が原子炉圧力容器１１に注水する能力を１００％容量として全体で４００％容量となる。自動減圧系（ＡＤＳ）３６と、均圧炉心冷却系６４と、静的格納容器冷却系４０または静的格納容器冷却系４０Ａのいずれかとを備え、静的格納容器冷却系ドレンタンク６０を備えることもできる。

本発明に係る沸騰水型原子炉のハイブリッド安全系の実施形態を示すシステム構成図。 本発明に係る沸騰水型原子炉のハイブリッド安全系の実施形態の設計想定事象時の炉心冷却の状態を示す図。 本発明に係る沸騰水型原子炉のハイブリッド安全系の実施形態のシビアアクシデント時の炉心冷却の状態を示す図。 本発明の第２実施形態に係る沸騰水型原子炉のハイブリッド安全系の実施形態を示すシステム構成図。 本発明の第２実施形態に係る沸騰水型原子炉のハイブリッド安全系の実施形態の設計想定事象時の炉心冷却の状態を示す図。 本発明の第２実施形態に係る沸騰水型原子炉のハイブリッド安全系の実施形態のシビアアクシデント時の炉心冷却の状態を示す図。 従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の安全系の一例を示すシステム構成図。 従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の安全系の原子炉冷却材喪失事故時の炉心冷却の状態を示す図。 従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の安全系の一例を示すシステム構成図。 従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の安全系の原子炉冷却材喪失事故時の炉心冷却の状態を示す図。

符号の説明

５ 原子炉格納容器（ＰＣＶ）
５Ａ レイズドサプレッションプール型原子炉格納容器
１１ 原子炉圧力容器（ＲＰＶ）
１２ 炉心
１３ 原子炉冷却材
１４ インターナルポンプ
１７ 上部ドライウェル
１８ 下部ドライウェル
１９ ドライウェル
２１ 圧力抑制室
２２ 圧力抑制プール
２４ ベント管（ＬＯＣＡベント管）
２５ 真空破壊弁
２７ 主蒸気系
３０、３０Ａ 従来の安全系
３１、３１Ａ、３１Ｂ、３１Ｃ シビアアクシデント対策設備
３２、３２Ａ、３２Ｂ、３２Ｃ 安全系システム
３５ 低圧炉心注水系（ＬＰＦＬ）
３６ 自動減圧系（ＡＤＳ）
３７ 低圧注水ポンプ（動的注水ポンプ）
３８ 逃し安全弁（ＳＲＶ）
４０、４０Ａ 静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）
４２ コアキャッチャー
４４ 冷却配管
４５ ＰＣＣＳ熱交換器
４６ 主蒸気管
４８ 重力落下式非常用炉心冷却系（ＧＤＣＳ）
４９ 重力落下式非常用炉心冷却系プール（ＧＤＣＳプール）
５０ 重力落下式非常用炉心冷却系配管
５１ 逆止弁
５２ 重力落下式非常用炉心冷却系隔離弁
５４ 均圧弁（ＤＰＶ）
５５ ダイアフラムフロアー
５６ 主蒸気系隔離弁
５８、５８Ａ ハイブリッド安全系
６０ 静的格納容器冷却系ドレンタンク
６１ 揚水ポンプ
６２ 逆止弁
６４ 均圧炉心冷却系
６５ 均圧注水弁
６６ 均圧戻り配管
６７ 原子炉ウェルプール
７０、７０Ａ、７０Ｂ 原子力発電プラント
７２ 蓄圧注水式非常用炉心冷却系
７３ 蓄圧注水タンク
７４ 蓄圧注水式非常用炉心冷却系配管
７５ 逆止弁
７６ 蓄圧注水系隔離弁

Claims (8)

1. 原子炉格納容器に設けられたドライウェルと圧力抑制プールとを連通するベント管の上端側の開口部を前記原子炉格納容器のダイアフラムフロアーより上方に突出させ、原子炉圧力容器に収容される炉心の上端は前記ダイアフラムフロアーより下方に配置させ、前記炉心が冠水するまで前記ドライウェル内を水で満たす手段を有し、前記ベント管の上端よりも低く、前記ダイアフラムフロアーよりも高い位置に設けられた均圧炉心冷却系により炉心に均圧注水することを特徴とする沸騰水型原子炉のハイブリッド安全系。
2. 前記炉心が冠水するまで前記ドライウェル内を水で満たす手段は、
   前記原子炉圧力容器に収容される前記炉心の上端より上方に原子炉冷却材を注水する低圧炉心注水系であることを特徴とする請求項１に記載の沸騰水型原子炉のハイブリッド安全系。
3. 前記低圧炉心注水系が注水する原子炉冷却材の水源は、前記重力落下式非常用炉心冷却系プールのプール水または前記圧力抑制プールのプール水であることを特徴とする請求項２に記載の沸騰水型原子炉のハイブリッド安全系。
4. 前記炉心が冠水するまで前記ドライウェル内を水で満たす手段は、
   前記原子炉圧力容器より上部に設置された重力落下型の重力落下式非常用炉心冷却系プールを有する重力落下式非常用炉心冷却系であることを特徴とする請求項１から３のいずれか１項に記載の沸騰水型原子炉のハイブリッド安全系。
5. 前記炉心が冠水するまで前記ドライウェル内を水で満たす手段は、
   加圧されたプール水を蓄えた蓄圧注水タンクを有する蓄圧注水式非常用炉心冷却系と、前記圧力抑制プールのプール水を前記ダイアフラムフロアーより上方に揚水するポンプを備えた系統とであることを特徴とする請求項１から３のいずれか１項に記載の沸騰水型原子炉のハイブリッド安全系。
6. 前記均圧炉心冷却系は、静的格納容器冷却系ドレンタンクから均圧注水することを特徴とする請求項１から５のいずれか１項に記載の沸騰水型原子炉のハイブリッド安全系。
7. 前記静的格納容器冷却系ドレンタンクは、前記圧力抑制プールのプール水から揚水ポンプにより給水されることを特徴とする請求項６に記載の沸騰水型原子炉のハイブリッド安全系。
8. 前記静的格納容器冷却系ドレンタンクは、前記ドライウェルから前記静的格納容器冷却系ドレンタンク内に静水頭差で水が流れこむ配管を設けたことを特徴とする請求項６または７に記載の沸騰水型原子炉のハイブリッド安全系。

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