JP2011133372A - 原子力プラント - Google Patents

Abstract

【課題】原子炉の非常時に圧力抑制プールを水源として下部ドライウェルに注水を行なうことができ、しかも圧力抑制プールの圧力抑制機能を損なわない構成とする。
【解決手段】原子力プラントは、上部ドライウェル４と圧力抑制プール７とを結ぶ蒸気ベント管８と、通常時における圧力抑制プール７の水面４１の高さよりも低い位置の下部ドライウェル５内部と圧力抑制プール７とを結ぶ冷却水流路管１３と、下部ドライウェル５内で冷却水流路管１３に設けられて、通常時には閉じていて下部ドライウェル５内の温度が所定の温度よりも高くなったときに開放される温度作動弁機能と、圧力抑制プール７側から下部ドライウェル５側へ向かう流れを許容し下部ドライウェル５側から圧力抑制プール７側へ向かう流れを阻止する逆止弁機能とを備えた温度作動逆止弁１４と、を有する。
【選択図】図１

Description

この発明は圧力抑制プールを備えた原子炉格納容器を有する水冷却型原子力プラントに関する。

水冷却型原子炉では、原子炉圧力容器内への給水の停止や、原子炉圧力容器に接続された配管の破断により冷却水が喪失すると、原子炉水位が低下し炉心が露出して冷却が不十分になる可能性がある。このような場合を想定して、水位低下の信号により自動的に原子炉は非常停止され、非常用炉心冷却装置による冷却水の注入によって炉心を冠水させて冷却し、炉心溶融事故を未然に防ぐようになっている。

しかしながら、極めて低い確率ではあるが、上記非常用炉心冷却装置が作動せず、かつ、その他の炉心への注水装置も利用できない事態も想定され得る。このような場合、原子炉水位の低下により炉心は気相中に露出し、十分な冷却が行なわれなくなり、原子炉停止後も発生し続ける崩壊熱によって燃料棒温度が上昇し、最終的には炉心溶融に至ることが考えられる。

このような事態（シビアアクシデント）が進展すると、高温の炉心溶融物（コリウム）が原子炉圧力容器下部に溶け落ち、さらに原子炉圧力容器底部を溶融貫通して、原子炉格納容器（以下、単に「格納容器」とも呼ぶ）内の床上に落下するに至る。格納容器床を形成するコンクリートとコリウムの反応が継続すると格納容器破損に至り、格納容器内の放射性物質を外部環境へ放出させる恐れがある。

このコリウムとコンクリートの反応を抑制するために、コリウムに注水する設備を設けることが検討されている。特に、シビアアクシデント時には、全交流電源の喪失、運転員操作の遅れなど様々な不利な条件を考慮しても作動が期待できる静的システムの適用が検討されており、溶融弁を用いた注水装置もその一つである（特許文献１）。

一方、原子力以外の分野において、例えばスプリンクラーのヘッド部分に溶融弁を用いた特許（特許文献２）が提案されている。

特開平０２−２８１１９０号公報 特許第４１４０８３２号公報

特許文献１に記載された技術では、原子炉圧力容器下方のドライウェル空間（下部ドライウェル）と圧力抑制プールを結ぶ流路を設け、この流路にコリウムの熱を受けて作動する溶融弁を設けている。コリウムが下部ドライウェルに落下すると、溶融弁を閉止している低融点合金が溶解し、圧力抑制プール水が下部ドライウェルに注水される。また、スプリンクラーでは、火災の熱を受けた低融点合金が溶解することにより、感熱分解部分が分解・落下し、弁が開放され散水が行なわれる。

このような溶融弁を用いることは、雰囲気の温度あるいは熱を感知して自動的に作動する点では有利であるが、一度作動したら、弁は開放されたままとなる。下部ドライウェルでは、コリウムへの注水によって大量の水蒸気が発生するとともに、冷却水の温度が上昇する。

これらの蒸気および高温水が圧力抑制プールに逆流すると、圧力抑制プール水温が上昇し、ウェットウェル気相部の飽和水蒸気分圧を上昇させる。ウェットウェル気相部にはＬＯＣＡ（冷却材喪失事故）ベント管などを通ってドライウェル気相部から移行してきた非凝縮性ガスが蓄積しており、ここにさらに水蒸気分圧の上昇が加わることでウェットウェルの圧力抑制機能が低下することになる。

また、圧力抑制プールを水源として下部ドライウェルに注水を行なう場合、注水によって圧力抑制プールの水位が低下し、ＬＯＣＡベントの開口部が気相中に露出すると、ドライウェルとウェットウェルの気相部が連通し、圧力抑制プールの圧力抑制機能が失われる。

本発明は上記課題を解決するためなされたものであり、原子炉の非常時に圧力抑制プールを水源として下部ドライウェルに注水を行なうことができ、しかも圧力抑制プールの圧力抑制機能を損なわない構成とすることを目的とする。

上記目的を達成するために、本発明に係る原子力プラントは、炉心を内蔵する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を収容する原子炉格納容器と、を備えた原子力プラントにおいて、前記原子炉格納容器の内部の空間が、前記原子炉圧力容器の下部を収納する下部ドライウェルと、前記原子炉圧力容器上部を収容して前記下部ドライウェルと連通する上部ドライウェルと、前記上部ドライウェルの下方で前記下部ドライウェルの水平方向外側を取り囲む空間であって、当該原子力プラントの通常運転時に冷却水が所定の高さの水面を形成するように冷却水が貯められて圧力抑制プールを構成するウェットウェルと、に区画され、前記上部ドライウェルと前記圧力抑制プールとを結ぶ蒸気ベント管と、前記原子力プラントの通常運転時における前記圧力抑制プールの水面の高さよりも低い位置の前記下部ドライウェル内部と前記圧力抑制プールとを結ぶ冷却水流路管と、前記下部ドライウェル内で前記冷却水流路管に設けられて、当該原子力プラントの通常運転時には閉じていて前記下部ドライウェル内の温度が通常運転時よりも高い所定の温度よりも高くなったときに自動的に開放される温度作動弁機構と、前記下部ドライウェル内で前記冷却水流路管に設けられて、前記圧力抑制プール側から前記下部ドライウェル側へ向かう流れを許容し、前記下部ドライウェル側から前記圧力抑制プール側へ向かう流れを抑制または阻止する逆止弁機構と、を有することを特徴とする。

この発明によれば、原子炉の非常時に圧力抑制プールを水源として下部ドライウェルに注水を行なうことができ、しかも圧力抑制プールの圧力抑制機能を損なわない構成とすることができる。

本発明の第１の実施形態に係る原子力プラントの通常運転時の状況を示す模式的立断面図。 図１の原子力プラントの事故時に温度作動逆止弁が開いている状況を示す要部立断面図。 図２の原子力プラントの事故時に温度作動逆止弁による注水が完了した後の状況を示す要部立断面図。 図１の原子力プラントの温度作動逆止弁のみを取り出して示す立断面図であって、温度作動逆止弁が開く前の状態を示す図。 図４の温度作動逆止弁を示す立断面図であって、温度作動逆止弁が開いている状態を示す図。 図４、図５の温度作動逆止弁を示す立断面図であって、温度作動逆止弁が開いた後に閉じた状態を示す図。 図４の温度作動逆止弁を示す斜視図であって、温度作動逆止弁が閉じている状態を示す図。 図４ないし図７に示す温度作動逆止弁のピストンのみを取り出して示す斜視図。 本発明の第２の実施形態に係る原子力プラントの事故時に温度作動逆止弁による注水が完了した後の状況を示す要部立断面図。 本発明の第３の実施形態に係る原子力プラントの温度作動逆止弁の通常運転時の状況を示す模式的立断面図であって、図１１のＸ−Ｘ線矢視断面図。 図１０の温度作動逆止弁の上面図。 図１０、図１１の温度作動逆止弁が事故時に開いた状況を示す模式的立断面図。

以下、本発明に係る原子力プラントの実施形態について、図面を参照して説明する。

［第１の実施形態］
図１〜図８を用いて第１の実施形態を説明する。

図１は第１の実施形態に係る原子力プラントの通常運転時の状況を示す模式的立断面図である。炉心４０は原子炉圧力容器３内に収容され、原子炉圧力容器３は原子炉格納容器１内に収容されている。原子炉格納容器１は、原子炉圧力容器３の上部を収容する上部ドライウェル４と、原子炉圧力容器３の下部を収容する下部ドライウェル５と、上部ドライウェル４の下方で下部ドライウェル５の水平方向周囲を取り囲むウェットウェル６とに区画されている。上部ドライウェル４と下部ドライウェル５とは常時連通していて、両者を合わせてドライウェルと呼ばれる。

ウェットウェル６内の下部には圧力抑制プール７が設けられ、冷却水が貯められていて、水面４１が形成されている。

上部ドライウェル４から圧力抑制プール７内にＬＯＣＡベント管（蒸気ベント管）８が上下に延びて配置され、通常運転時の水面４１の下方に、上方から順に第１、第２、第３のベント開口１７ａ、１７ｂ、１７ｃが上下方向に並んで配列されている。

ＬＯＣＡベント管８の水面４１より下方の位置から下部ドライウェル５内に延びる冷却水流路管１３が接続され、冷却水流路管１３の下部ドライウェル５内端部に温度作動逆止弁１４が取り付けられている。冷却水流路管１３と温度作動逆止弁１４とにより注水装置１が構成されている。温度作動逆止弁１４は、原子炉の通常運転時は閉じており、原子炉事故時に下部ドライウェル５内の温度が所定の温度を超えた場合に自動的に開いて圧力抑制プール７内の冷却水が下部ドライウェル５内に流れるような構造になっている。さらに、温度作動逆止弁１４は、その事故の後、冷却水が下部ドライウェル５から圧力抑制プール７側に逆流することを防ぐ逆止弁としての機能も有する。温度作動逆止弁１４の具体的構造については後述する。

上部ドライウェル４の上方の原子炉格納容器２の外側には、復水器９が配置されている。復水器９は、伝熱管９ａと、伝熱管９ａを収容する復水器プール９ｂとを備えている。伝熱管９ａは蒸気配管１０によって上部ドライウェル４と連絡している。伝熱管９ａはまた、ドレン配管１１によって上部ドライウェル４と連絡している。伝熱管９ａはさらに、ガスベント管１２によって圧力抑制プール７の水面４１の下方に連絡している。

原子炉事故時に、配管破断などによって原子炉圧力容器３内の高温・高圧の一次冷却水が上部ドライウェル４または下部ドライウェル５に放出されると、その一次冷却水が蒸気となって、上部ドライウェル４からＬＯＣＡベント管８を通り、圧力抑制プール７内に放出される。このとき蒸気が圧力抑制プール７内で凝縮されることにより、原子炉格納容器２の圧力上昇が抑制される。

さらに、上部ドライウェル４内の蒸気の一部が、蒸気配管１０を通って伝熱管９ａに送られる。このとき伝熱管９ａから復水器プール９ｂに放熱があり、これによって原子炉格納容器２の圧力上昇抑制に寄与する。このとき、伝熱管９ａ内での凝縮によって生じた凝縮水がドレン配管１１を通じて上部ドライウェル４内に戻される。さらに、伝熱管９ａ内に蓄積した非凝縮性ガスはガスベント管１２を通じて圧力抑制プール７中に排出される。ガスベント管１２の先を水封することで、復水器９の伝熱管９ａを介して上部ドライウェル４の気相部とウェットウェル６の気相部がバイパスすることを防止している。

原子炉事故時に、万が一、原子炉圧力容器２内への注水機能が喪失し、非常用炉心冷却系も作動しない状況になった場合、高温になった炉心４０が溶融し、原子炉圧力容器２の底部を溶融貫通して、下部ドライウェル５の床面に落下する。このとき、下部ドライウェル５の温度上昇によって温度作動逆止弁１４が作動して圧力抑制プール７の冷却水が下部ドライウェル５に流入し、コリウムを冷却する。コリウム冷却によって発生した蒸気は復水器９で凝縮され、ドレン水は下部ドライウェル５に流下する。

図２は、図１の原子力プラントの事故時に温度作動逆止弁１４が開いている状況を示す要部立断面図である。また、図３は、図２の原子力プラントの事故時に温度作動逆止弁１４による注水が完了した後の状況を示す要部立断面図である。

原子炉事故時に、コリウム１５が落下し、温度作動逆止弁１４が開放されると、図２の矢印１６に示すように、圧力抑制プール７の水がＬＯＣＡベント管８を介して注水装置１を通り下部ドライウェル５内に流入する。注水装置１の冷却水流路管１３をＬＯＣＡベント管８に接続する場合、ベントクリア時に蒸気が流入する第１ベント開口部１７ａよりも下方に温度作動逆止弁１４の開口部が設けられている。

図４、図５、図６はこの実施形態の温度作動逆止弁のみを取り出して示す立断面図であって、図４は温度作動逆止弁が開く前の状態を示す図、図５は温度作動逆止弁が開いている状態を示す図、図６は温度作動逆止弁が開いた後に閉じた状態を示す図である。図７はこの温度作動逆止弁を示す斜視図であって、温度作動逆止弁が閉じている状態を示す図である。図８はこの温度作動逆止弁のピストン２０のみを取り出して示す斜視図である。

温度作動逆止弁１４は、冷却水流路管１３の下部ドライウェル５側（図１ないし図３参照）の上端部に固定された外筒４３と、外筒４３内を上下に摺動可能なピストン（可動閉止部材）２０とを有する。外筒４３は、冷却水流路管１３の上端部に固定されて上下端が開放した案内管１９と、案内管１９の上端に接続された固定ガイド部１８とを有する。固定ガイド部１８は上下方向に延びる筒状であって、上下端が開放し、さらに、側面にも複数の開口部４４を有して、たとえば籠形状である。固定ガイド部１８の上端にはストッパー２２が形成されていて、ピストン２０がストッパー２２を超えて上方に移動するのが規制される。

ピストン２０は、その上端部に配置されたディスク（閉止部）２６と、ディスク２６の底面から下方に延びるピストンロッド２３と、ピストンロッド２３の下端に取り付けられた可動ガイド２４とを有する。ディスク２６は水平方向に広がる平板状であって、ディスク２６の外周面に沿ってシール材２５が取り付けられている。ディスク２６が最も下降したときに、ディスク２６と案内管１９の内面との間にシール材２５が介在することによって、この温度作動逆止弁１４が閉止するようになっている。可動ガイド２４は水平方向に広がる平板状であって、複数の貫通孔４５が形成されている。

図４に示すように、ピストン２０が最も下方にあって、ディスク２６が案内管１９の上端部にあってシール材２５によってこの温度作動逆止弁１４が閉じている状態で、常温でピストン２０が上昇して温度作動逆止弁１４が開状態に移行するのを阻止するために、ディスク２６の上面周辺部と固定ガイド部１８の内面とが摺動しないように、保持部材２１が取り付けられている。保持部材２１は、原子炉の通常運転時には強固な固体を維持し、原子炉事故により下部ドライウェル５内の温度が異常上昇して所定の温度を越えたときに溶融または軟化する低融点金属材料からなる。

つぎに、この第１の実施形態の作用について説明する。

原子炉の通常運転時には、図４に示すように、ピストン２０が保持部材２１で固定されているため、温度作動逆止弁１４は閉じている。

原子炉事故による下部ドライウェル５へのコリウム１５の落下によって、雰囲気温度が保持部材２１の融点を超えると、保持部材２１が軟化・流動化することにより、ピストン２０の固定が解除される。すると、ピストン２０はＬＯＣＡベント管８内の水の水頭によって、図５に示すように押し上げられ、冷却水が下部ドライウェル５に流入する。このとき、固定ガイド部１８の上端に設けられたストッパー２２がピストン２０の逸出を防止する。

注水完了後にはピストン２０は自重によって、図６に示すように元の位置に戻る。

上記動作で、ピストン２０の可動ガイド部２４が案内管１９の内面に沿って上下に摺動する。

温度作動逆止弁１４の開口部、すなわち案内管１９の上端部が第１ベント開口部１７ａよりも下方に位置して設けられているため、ベントクリア時にもピストン２０を押し上げる水頭を維持できる。ベントクリア時には、ＬＯＣＡベント管８内の水位が第１ベント開口部１７ａの高さまで押し下げられるからである。

従来技術では、下部ドライウェル５内の水位がウェットウェル６内の水位よりも高くなると、下部ドライウェル６の高温水が溶融弁を通って圧力抑制プール７に逆流するが、本実施形態によれば、注水完了後にピストン２０が重力によって元の位置に戻るので、下部ドライウェル６からの高温水の逆流を防止できる。また、温度作動逆止弁１４の開口部が第１ベント開口部１７ａよりも下方に位置に設けられているため、ベントクリア時にも注水を行なうことができる。さらに、冷却流路を有するコアキャッチャー（図示せず）が下部ドライウェル５の底部に設置されている場合には、従来の技術では溶融弁のプラグあるいはピストンなどの部品が落下して、コアキャッチャーの流路に侵入する可能性があるが、本実施形態では温度作動逆止弁１４の本体から外れて落下する部品がないために、流路閉塞などの要因にならない。

［第２の実施形態］
図９を用いて第２の実施形態を説明する。図９は第２の実施形態に係る原子力プラントの事故時に温度作動逆止弁による注水が完了した後の状況を示す要部立断面図である。ここで、第１の実施形態と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。

この実施形態では、注水装置１の冷却水流路管１３が、ＬＯＣＡベント管８に接続されるのではなく、圧力抑制プール７に直接接続されている。そして、温度作動逆止弁１４の開口部は、復水器９のガスベント管１２の開口部よりも高い位置に設けられている。

圧力抑制プール７の中で、温度作動逆止弁１４の開口部がガスベント管１２の開口部よりも高い位置に設けられているため、ガスベント管１２の開口部が圧力抑制プール７の水面４１の上に露出する前に圧力抑制プール７から下部ドライウェル５への注水が完了する。

ガスベント管１２の開口部が圧力抑制プール７の水中から露出するのが防止されるため、復水器９を介した上部ドライウェル４とウェットウェル６の気相部バイパスが防止され、圧力抑制機能の喪失が回避される。

［第３の実施形態］
図１０ないし図１２を用いて第３の実施形態を説明する。図１０は第３の実施形態に係る原子力プラントの温度作動逆止弁の通常運転時の状況を示す模式的立断面図であって、図１１のＸ−Ｘ線矢視断面図である。図１１はこの温度作動逆止弁の上面図である。また、図１２はこの温度作動逆止弁が事故時に開いた状況を示す模式的立断面図である。

この実施形態は第１の実施形態の変形であって、第１の実施形態と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３の実施形態では、温度作動逆止弁１４の構造が第１の実施形態と異なる。この実施形態では、温度作動逆止弁１４は、弁本体２７と、弁本体２７に対して回動可能な可動閉止部材としての蓋体５０とを有する。

弁本体２７は、下部ドライウェル５内の冷却水流路管１３（図１ないし図３参照）の上端部に沿って水平に液密に固定された環状部材である。弁本体２７には、蓋体５０を回動可能に支持するピン２８が取り付けられており、ピン２８の軸は水平である。ピン２８の外側には、上方に立ち上がったストッパー５５が弁本体２７と一体的に形成されている。

蓋体５０は、ほぼ円板状のディスク部５１と、ディスク部５１から外周側に突出したアーム２９とを有する。アーム２９にはピン２８が貫通する貫通孔が設けられ、蓋体５０はピン２８の回りに回動可能である。蓋体５０がピン２８の周りに回動することによって、弁本体２７との間を開閉可能である。図１０および図１１に示す蓋体５０が閉じた状態では、蓋体５０は水平に広がって弁本体２７の開口を塞ぐ。また、図１２に示す蓋体５０が開いた状態では、蓋体５０はピン２８の上に起立した姿勢になる。蓋体５０が閉じたときに弁本体２７に対向するディスク部５１にはシール材５２を収容する環状の溝が形成され、蓋体５０が閉じたときにはシール材５２によって冷却水流路管１３の上端部が密封閉止される。

図１０および図１１に示すように、蓋体５０が閉じているときにディスク部５１のアーム２９と反対側を下向きに押さえつけて閉状態を維持するために止め具３０が配置されている。図１０に示すように、止め具３０の上部は弁本体２７の上押さえ部５６によって下方に押さえられ、止め具３０とディスク部５１との接触面５７は止め具３０がかぶさるような斜面になっている。止め具３０の外周側は保持部材５３で固定されている。保持部材５３は低融点材料からなり、通常時には強固な固体材料である。

原子力プラントの事故時に下部ドライウェル５内の温度が所定温度を超えて異常高温になった場合は、低融点材料からなる保持部材５３が溶融または軟化する。その場合、冷却水流路管１３内部の水圧によってディスク５１が上方に押されているので、傾斜した接触面５７を介して止め具３０が外周側に押され、図１２に示すように止め具３０と蓋体５０との係合が外れて蓋体５０がピン２８の周りに回動して蓋体５０が開く。

このとき、アーム２９の背側がストッパー５５に当たり、蓋体５０の重心Ｇがピン２８の真上位置よりも若干内側にある。このため、蓋体５０は重力によってピン２８の周りに回動して閉じる向きのモーメントを受ける。しかし、このとき圧力抑制プール７から冷却水流路管１３を通じて下部ドライウェル５側に流れてきた冷却水が蓋体５０を押し上げるので蓋体５０は開いたままの状態で維持される。

その後、圧力抑制プール７から冷却水流路管１３を通じて下部ドライウェル５側に流れてくる冷却水の流量が低下すると、蓋体５０は自重によって降下して回動し再び閉じる。

この実施形態で、蓋体５０に対して、アーム２９が下部ドライウェル５の中心から遠い側の位置とし、止め具３０が下部ドライウェル５の中心寄りに位置することが好ましい。このように配置することにより、保持部材５３が下部ドライウェル５の中心寄りに位置し、原子炉圧力容器３の中心に近い位置となる。これにより、原子炉事故時に、保持部材５３を構成する低融点合金がコリウムからの輻射を受けやすく、コリウム落下から短時間で高温になって、早期に弁蓋５０が開になる。

本実施形態によれば、原子炉事故後に、圧力抑制プール７から冷却水流路管１３を通じて下部ドライウェル５側に流れてくる冷却水の流量が低下すると、弁体５０が再び閉じて、下部ドライウェル５からの高温水の逆流を防止することができる。また、冷却流路を有するコアキャッチャーが下部ドライウェル５に設置されている場合には、温度作動逆止弁１４の本体から外れて落下する部品がないために、流路閉塞などの要因にならない。低融点合金がコリウムからの輻射を受けやすく配置されているため、コリウム落下から短時間で作動する。

［他の実施形態］
以上説明した各実施形態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、第２の実施形態の温度作動逆止弁として第３の実施形態のものを採用してもよい。また、上記説明では温度作動逆止弁は温度作動弁としての機能と逆止弁としての機能を一つの弁で兼用するものとしたが、温度作動弁と逆止弁とを別体としてこれらを互いに直列に接続してもよい。

１…注水装置、２…原子炉格納容器、３…原子炉圧力容器、４…上部ドライウェル、５…下部ドライウェル、６…ウェットウェル、７…圧力抑制プール、８…ＬＯＣＡベント管（蒸気ベント管）、９…復水器、１０…蒸気配管、１１…ドレン配管、１２…ガスベント管、１３…冷却水流路管、１４…温度作動逆止弁（溶融弁）、１５…コリウム、１７ａ…第１ベント開口部、１７ｂ…第２ベント開口部、１７ｃ…第３ベント開口部、１８…固定ガイド部、１９…案内管、２０…ピストン（可動閉止部材）、２１…低融点合金、２２…ストッパー、２３…ピストンロッド、２４…可動ガイド部、２５…シール材、２６…ディスク（可動閉止部材）、２７…弁本体、２８…ピン、２９…アーム、３０…止め具、４０…炉心、４１…水面、４３…外筒、４４…開口部、４５…貫通孔、５０…蓋体、５１…ディスク部、５２…シール材、５３…保持部材、５５…ストッパー、５６…上押さえ部、５７…接触面

Claims (9)

1. 炉心を内蔵する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を収容する原子炉格納容器と、を備えた原子力プラントにおいて、
   前記原子炉格納容器の内部の空間が、
   前記原子炉圧力容器の下部を収納する下部ドライウェルと、
   前記原子炉圧力容器上部を収容して前記下部ドライウェルと連通する上部ドライウェルと、
   前記上部ドライウェルの下方で前記下部ドライウェルの水平方向外側を取り囲む空間であって、当該原子力プラントの通常運転時に冷却水が所定の高さの水面を形成するように冷却水が貯められて圧力抑制プールを構成するウェットウェルと、
   に区画され、
   前記上部ドライウェルと前記圧力抑制プールとを結ぶ蒸気ベント管と、
   前記原子力プラントの通常運転時における前記圧力抑制プールの水面の高さよりも低い位置の前記下部ドライウェル内部と前記圧力抑制プールとを結ぶ冷却水流路管と、
   前記下部ドライウェル内で前記冷却水流路管に設けられて、当該原子力プラントの通常運転時には閉じていて前記下部ドライウェル内の温度が通常運転時よりも高い所定の温度よりも高くなったときに自動的に開放される温度作動弁機構と、
   前記下部ドライウェル内で前記冷却水流路管に設けられて、前記圧力抑制プール側から前記下部ドライウェル側へ向かう流れを許容し、前記下部ドライウェル側から前記圧力抑制プール側へ向かう流れを抑制または阻止する逆止弁機構と、
   を有することを特徴とする原子力プラント。
2. 前記冷却水流路管は前記圧力抑制プール内で前記蒸気ベント管から分岐して配置され、前記温度作動弁機構が前記下部ドライウェルに開口する開口部の高さが、前記蒸気ベント管の前記圧力抑制プール内の開口部のうちで最も高い部分の高さよりも低いこと、を特徴とする請求項１に記載の原子力プラント。
3. 前記原子炉格納容器の外側でかつ前記ウェットウェルよりも上方に配置されて前記上部ドライウェル内の蒸気を凝縮する伝熱管を有する復水器と、
   前記上部ドライウェルと前記伝熱管とを連絡する蒸気配管と、
   前記伝熱管と前記圧力抑制プール内とを連絡するガスベント管と、
   を備え、
   前記ガスベント管が前記圧力抑制プール内に開口する開口部の高さが、前記蒸気ベント管の前記圧力抑制プール内の開口部のうちで最も高い部分の高さよりも高く、かつ、前記温度作動逆止弁の開口部よりも低いこと、を特徴とする請求項１または請求項２に記載の原子力プラント。
4. 前記温度作動弁機構は、可動閉止部材と、当該原子力プラントの通常運転時に前記可動閉止部材を閉状態に保持する低融点材料からなる保持部材と、を備え、
   当該原子力プラントの異常時に前記低融点材料が所定温度を超えて上昇した場合に、この低融点材料が軟化または溶融することにより前記保持部材が前記可動閉止部材を閉状態に保持する状態が解除されて、前記可動閉止部材が開状態になるように構成されていること、
   を特徴とする請求項１ないし請求項３のいずれか一項に記載の原子力プラント。
5. 前記温度作動弁機構と逆止弁機構とが共通の温度作動逆止弁で構成されていること、を特徴とする請求項１ないし請求項４のいずれか一項に記載の原子力プラント。
6. 前記温度作動逆止弁は、
   開状態になるときに、前記冷却水流路管から前記下部ドライウェルに流れ込む冷却水によって前記可動閉止部材が押し上げられることにより前記圧力抑制プール内の冷却水が前記冷却水流路管を通って前記下部ドライウェル内に流入することを許容し、
   その後、前記冷却水流路管から前記下部ドライウェルに流れ込む冷却水の流量が低下することにより、前記可動閉止部材がその自重によって降下して前記温度作動逆止弁が閉状態に変わるように構成されていること、を特徴とする請求項５に記載の原子力プラント。
7. 前記温度作動逆止弁は、前記冷却水流路管の構成材に固定されて上下方向に延びて両端部が開放した案内管と、前記案内管の上方に固定されて側部に開口部を有する固定ガイド部と、前記案内管の上端から上方に離れた位置で前記固定ガイド部に固定されたストッパーと、を備え、
   前記可動閉止部材は、前記固定ガイド部内を上下方向に摺動可能で下方に移動したときに前記案内管を閉止し上方に移動したときに前記ストッパーと係合する閉止部と、前記閉止部の下部に固定されて前記案内管内を上下方向に摺動可能な可動ガイド部と、を備え、
   前記温度作動逆止弁が閉止状態にあるときに、前記保持部材が、前記閉止部と前記固定ガイド部との間に固定されていること、
   を特徴とする請求項６に記載の原子力プラント。
8. 前記可動閉止部材は、水平な回動軸の周りに回動可能な蓋体と、前記蓋体に対して前記回動軸から遠い側に配置された止め具と、を備え、
   前記保持部材は、当該原子力プラントの通常運転時に前記止め具が前記蓋体の回動を止めるように止め具を保持するように配置されていること、
   を特徴とする請求項６に記載の原子力プラント。
9. 前記保持部材は、前記回動軸よりも前記原子炉圧力容器の中心に近い位置に配置されていること、を特徴とする請求項８に記載の原子力プラント。

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