JP2012230079A - 原子力プラント、燃料プール水冷却装置及び燃料プール水冷却方法 - Google Patents

Abstract

【課題】循環水系の作動不良時に無動力で機能して燃料プールの水位低下を抑制することができる原子力プラント、燃料プール水冷却装置及び燃料プール水冷却方法を提供する。
【解決手段】核燃料を含む炉心１を内包した原子炉圧力容器２と、この原子炉圧力容器２を格納する格納容器３と、使用済み燃料１２を保管する燃料プール１１と、原子炉圧力容器２、格納容器３及び燃料プール１１を収容した原子炉建屋１０と、燃料プール１１の燃料プール水１４を強制循環冷却する循環水系２１と、燃料プール１１の燃料プール水１４の熱を搬送し大気中に放出する少なくとも１本のヒートパイプ１３とを備えたことを特徴とする。
【選択図】図１

Description

本発明は、原子力プラント、燃料プール水冷却装置及び燃料プール水冷却方法に関する。

沸騰水型軽水炉（以下、適宜ＢＷＲと略す）の原子炉建屋には、原子炉圧力容器内で使用中の炉心燃料のみならず、既に数サイクル運転経過した使用済み燃料が保管されている。使用済み燃料は、一般に、原子炉建屋内に設置した燃料プール（以下、適宜ＳＦＰと略す）の燃料プール水（冷却水）中に保管される（特許文献１等参照）。この種のＢＷＲにおいては、一般に燃料プール水の水温を適正に維持するための循環水系が備わっており、燃料の崩壊熱を除去するために燃料プール水はポンプによって冷却水タンク等との間で強制循環され、例えば循環の途中で海水との熱交換によって冷却される等し、燃料プールの水温は４０℃程度に維持される。

特開平９−３２９６８４号公報

沸騰水型軽水炉（以下、適宜ＢＷＲと略す）の安全性を向上させる観点から、非常事態には原子炉安全確保の三原則（１．核分裂の停止、２．炉心燃料の冷却、３．放射性物質の閉じ込め）を確実に実行する必要がある。特に２．の炉心燃料の冷却に関しては、従来から緊急炉心冷却システム（ＥＣＣＳ）、残留熱除去系システム（ＲＨＲ）、非常用復水器（ＩＣ）、静的格納容器冷却系設備（ＰＣＣＳ）等からなる多重安全保護系を設置して非常事態に備えている。

しかし、不測の事態によって万一電源を失い循環水系が停止するようなことがあれば燃料プール水の冷却に支障をきたし、非常用電源が回復するまでの間、大気の飽和温度（１００℃程度）まで水温が上昇してしまうと、燃料プールが蒸発して燃料プールの水位が低下し得る。

本発明は上記の事情に鑑みなされたもので、循環水系の作動不良時に無動力で機能して燃料プールの水位低下を抑制することができる原子力プラント、燃料プール水冷却装置及び燃料プール水冷却方法を提供することを目的とする。

上記課題を解決するために、本発明は、燃料プールの熱をヒートパイプで搬送し大気に放出する。

本発明によれば、燃料プール水を動的に冷却する循環水系が作動不良に陥った場合でも、ヒートパイプによって燃料プール水の熱を搬送して大気に放熱することによって、燃料プール水の沸騰・蒸発を抑制し、燃料プールの水位低下を抑制することができる。

本発明の第１の実施の形態に係る原子力プラントの要部のシステム系統図である。 本発明の第１の実施の形態に係る原子力プラントに備えられたヒートパイプの一例の概略構成図である。 本発明の第１の実施の形態に係る原子力プラントに備えられたヒートパイプの他の例の概略構成図である。 本発明の第１の実施の形態に係る原子力プラントにおける使用済み燃料プール及びヒートパイプの各種温度の勾配を表す模式図である。 本発明の第１の実施の形態に係る原子力プラントにおける使用済み燃料プール内の燃料プール水の水面温度の経時変化を示した図である。 本発明の第２の実施の形態に係る原子力プラントに備えられたヒートパイプの一例の概略構成図である。 図６中のＡ−Ａ線による断面図である。 本発明の第２の実施の形態に係る原子力プラントにおける使用済み燃料プール及びヒートパイプの各種温度の勾配を表す模式図である。 本発明の第３の実施の形態に係る原子力プラントの要部のシステム系統図である。 本発明の第４の実施の形態に係る原子力プラントの要部のシステム系統図である。 本発明の第５の実施の形態に係る原子力プラントの要部の概略構成図である。 本発明の第６の実施の形態に係る原子力プラントの要部の概略構成図である。 本発明の第７の実施の形態に係る原子力プラントの要部の概略構成図である。

以下に図面を用いて本発明の実施の形態を説明する。

（第１の実施の形態）
図１は本発明の第１の実施の形態に係る原子力プラントの要部のシステム系統図である。

図１は使用済み燃料プール（以下、ＳＦＰと略す）を有する沸騰水型軽水炉（以下、ＢＷＲと略す）を示しており、以下の各実施の形態ではＳＦＰを有するＢＷＲのシステムに本発明を適用した場合を例に挙げて説明する。

図１に示したＢＷＲ発電プラントにおいて、原子炉建屋１０には、内圧調整の機能を果たす圧力抑制プール４を含む格納容器３、非常時の蒸気凝縮に使用する非常用復水器５、使用済み燃料１２を保管するＳＦＰ１１等が収容されている。格納容器３には、核燃料を含む炉心１を内包した原子炉圧力容器２が収納されている。このＢＷＲでは、原子炉圧力容器２内において炉心１で水を沸騰させて発生させた蒸気を低圧タービン、高圧タービンに供給し、これらタービンによって発電機を駆動して電気を発生さる。タービンを駆動した蒸気は復水器で覆水した後、給水加熱器や給水ポンプ等を通って昇圧、加熱されて原子炉圧力容器に戻される。但し、図１では、高圧タービン、低圧タービン等のタービンや発電機、覆水器、給水加熱器、給水ポンプ等は図示省略してある。

格納容器３の下部にはドーナツ型の上記圧力抑制プール４が連結されている。また、原子炉圧力容器２の上部には導管が接続しており、この導管は圧力抑制プール４内の液４ａ中まで延在していて、例えば原子炉圧力容器２内の圧力が高くなった場合等は、導管に設けた主蒸気逃し安全弁を開放することによって圧力抑制プール４内の液４ａ中へ蒸気を排出し凝縮させることができる。さらに、格納容器３内の圧力が高くなった場合には、格納容器（ドライウェル）ベント管７又は格納容器（ウェットウェル）ベント管８から格納容器３内の蒸気を排出し、放射性物質吸着フィルター６０を通して放射性物質を回収した上で排気筒９からプラント外部の大気中に放出する。また、上記非常用復水器５は、原子炉建屋１０内において格納容器３の上部と同レベルの高さに設置されている。

上記ＳＦＰ１１は、原子炉建屋１０内において格納容器３の上部と同レベルの高さに設置されている。使用済み燃料１２はＳＦＰ１１の下部に設置され、ＳＦＰ１１内には使用済み燃料１２の集合体の高さ（例えば４ｍ程度）の２倍程度又はそれ以上の水位の燃料プール水１４が貯留されている。また、ＢＷＲ発電プラントには、ＳＦＰ１１の燃料プール水１４を動的に冷却する循環水系２１が設けられており、ＳＦＰ１１は給水路２１ａ及び排水路２１ｂを介して別途設けたタンク等の水源（不図示）と接続していて、ポンプ２２を駆動することによって給水路２１ａ及び排水路２１ｂを介してＳＦＰ１１と水源との間で燃料プール水１４が強制循環される。すなわち、ＳＦＰ１１内で使用済み燃料１２の崩壊熱を受け取った燃料プール水１４が排水路２１ｂを介してＳＦＰ１１から排出されるとともに、給水路２１ａを介して水源からの燃料プール水１４がＳＦＰ１１に流入し、ＳＦＰ１１内の燃料プール水１４の温度が所定温度（例えば４０℃程度）に維持されている。また、ＳＦＰ１１と水源との間を循環する燃料プール水１４は、ポンプ２５によって海から汲み上げられた海水２４ａと循環系（本実施の形態では排水路２１ｂ）の途中に設けた冷却水熱交換器２３で熱交換され、燃料プール水１４の熱が海水に移動するようになっている。冷却水熱交換器２３で熱を受け取った海水２４ｂは海に放出される。すなわち、海水が使用済み燃料１２の崩壊熱の最終的なヒートシンクとなっている。

なお、ＳＦＰ１１には、使用済み燃料１２が保管される他、定期検査時に原子炉圧力容器２から取り出した使用中の燃料が一時保管される場合もある。

ここで、ＳＦＰ１１には貯留した燃料プール水１４に一の側（本実施の形態では下側）を浸漬したヒートパイプ１３が少なくとも１本設置されていて、ヒートパイプ１３の内部空間で生じる作動流体の蒸発及び凝縮による蒸発潜熱を利用して、使用済み燃料１２から燃料プール水１４に移動した崩壊熱がヒートパイプ１３によってＳＦＰ１１外に搬送されるようになっている。ヒートパイプ１３の他の側（本実施の形態では上側）は、原子炉建屋１０に設けた空気ダクト４２の管路内に露出している。原子炉建屋１０に対するヒートパイプ１３の設置場所は必ずしも限定されないが、本実施の形態において、ヒートパイプ１３は原子炉建屋１０の側部外壁部１０ａに設置した場合を例示してある。空気ダクト４２は、一方の開口よりも他方の開口が高位置となっており、本実施の形態では鉛直方向に延びる直管を例示してある。この場合、空気ダクト４２内ではヒートパイプ１３からの入熱によって空気が加熱されて上昇するため、自然循環によって原子炉建屋１０外の空気１８ａが空気ダクト４２の入口（下部開口）から流入し、加熱された空気１８ｂが空気ダクト４２の出口（上部開口）から流出し、崩壊熱が最終的に大気中に放出される。

図２はヒートパイプ１３の一例の概略構成図である。

図２に示したヒートパイプ１３は、管路の内壁部にウィック（毛細管構造）を持たない重力式ヒートパイプであり、上部側が作動流体の凝縮する放熱部３３となっている。放熱部３３の態様は限定されないが、本実施の形態ではヒートパイプ１３の外周部に放熱手段３４を設置してある。放熱手段３４としては、複数の放熱フィンが例示できる。ヒートパイプ１３は上端も下端も閉止された密閉管構造であり、下端部に作動流体である液体３６がある。ヒートパイプ１３における使用済み燃料プール１４の燃料プール水１１に浸った部分が加熱部３１であり、液体３６は加熱部３１に存在する。

図２のヒートパイプ１３においては、加熱部３１において燃料プール水１４によって液体３６が加熱され、それによって生じた蒸気流３７がヒートパイプ１３の管路の中央部を上昇し、蒸気流３７の熱は放熱部３３において空気ダクト４２内で放出され、上昇する空気１８ｂに伴って空気ダクト４２から排出される。そして、空気１８ｂとの熱交換により凝縮した凝縮液３８がヒートパイプ１３の内壁面に沿って流下して液体３６に戻る。図２では１本のヒートパイプ１３を設置した場合を例として図示しているが、要求される除熱量によってヒートパイプ１３の数は適宜増やすことができる。

図３はヒートパイプ１３の他の例の概略構成図である。

図３に示したヒートパイプ１３は内壁部にウィック（毛細管構造）３５を有する表面張力式ヒートパイプである。ウィック３５を有する点以外は図２のヒートパイプ１３と同様の構成である。

図３のヒートパイプ１３においても、加熱部３１で発生した蒸気流３７がヒートパイプ１３の管路中央部を上昇し、放熱部３３で放熱して凝縮するとともに、凝縮液３８がヒートパイプ１３の内壁面のウィック３５に沿って流下する。図３のヒートパイプ１３は、ウィックのない図２のヒートパイプ１３に比べて凝縮液３８が流下し易く熱輸送能力が高い。本例においても、要求される除熱量によってヒートパイプ１３の数を適宜増やすことができる。

図４はＳＦＰ１１及びヒートパイプ１３における各種温度の勾配を表す模式図である。

図４においては、ＳＦＰ１１及びヒートパイプ１３を抜き出した左側の概略構成図に対応させて、使用済み燃料１２の表面温度、燃料プール水１４の水温及びヒートパイプ１３の温度の勾配を表すグラフを右側に示してある。

ここで、電源喪失によってポンプ２２による燃料プール水１４の強制循環が停止するようなことがあっても、ＳＦＰ１１内の燃料プール水１４が沸騰しないように、ＳＦＰ１１内のプール水温が６０℃程度まで上昇したらヒートパイプ１３による崩壊熱除去性能が急速に向上する必要がある。そこで、ヒートパイプ１３内の作動流体として水を選定し、かつヒートパイプ１３内の飽和圧力Ｐについて、
Ｐ≦２０ｋＰａ ・・・（式１）
という条件を満足するようにする。

ここで、ヒートパイプ１３内の飽和圧力Ｐが２０ｋＰａの場合に作動流体は約６０℃で沸騰する。作動媒体に水を用いた理由は、蒸発潜熱が大きく、また燃料プール水１４と同じ成分であるため、万一ヒートパイプ１３が損傷した場合でも流体混合による問題を生じない等の長所を有する点である。

使用済み燃料１２は運転中の熱出力の数％程度の崩壊熱を放出しており、ＳＦＰ１１の燃料プール水１４がその崩壊熱によって加熱される。ヒートパイプ１３は加熱部３１において燃料プール水１４によって加熱され、液体３６の水温が約６０℃まで上昇すると液体３６から蒸気流３７が発生し熱輸送が始まる。原子炉建屋１０内においてはヒートパイプ１３の燃料プール水１４の水面から露出した断熱部３２では、蒸気流３７は保温されてヒートパイプ１３中を上昇し続ける。そして、原子炉建屋１０の外部に露出した放熱部３３まで上昇すると、空気１８ｂとの熱交換によって蒸気流３７は例えば２５℃程度に冷却される。いわゆる冷却強化温度Ｔｃが６０℃である場合、液体３６がこの冷却強化温度Ｔｃに到達して始めてヒートパイプ１３の熱輸送能力が発揮される熱的ダイオードとして機能する。なお、ヒートパイプ１３による冷却のスイッチング効果を発揮する上記冷却強化温度Ｔｃは６０℃より低い適当な値に設定しても何ら問題はない。

図５はＳＦＰ１１内の燃料プール水１４の水面温度の経時変化を示した図である。

図５において、時刻ｔ＝ｔ０で電源が喪失したと仮定する。この時点では燃料プール水１４の水面温度はまだＴｗ（例えば４０℃程度）に維持されている。時刻ｔ＝ｔ０で強制冷却用のポンプ２２が停止した場合、ヒートパイプ１３を省略した比較例（破線）では、使用済み燃料１２の崩壊熱がＳＦＰ１１内の燃料プール水１４へ移動し、時刻ｔ＝ｔ２で燃料プール水１４の水温が水の飽和温度Ｔｂ（沸点：１００℃）となり、ＳＦＰ１１内において燃料プール水１４が沸騰し蒸発する。

それに対し、本実施の形態（実線）では、ポンプ２２による強制循環冷却機能が低下しても、時刻ｔ＝ｔ１（＜ｔ２）でヒートパイプ１３内の作動流体（水）の蒸発・凝縮現象を生じさせる冷却強化温度Ｔｃ（＝６０℃程度）まで燃料プール水１４の水温が上昇すると、ヒートパイプ１３による冷却機能が急速に作用し始め、それ以降、ＳＦＰ１１内の燃料プール水１４の水面温度がＴｃ程度に維持される。この時、ＳＦＰ１１内の燃料プール水１４では自然対流が生じている。したがって、ＳＦＰ１１内の燃料プール水１４の蒸発が抑制され、燃料プール水１４の初期（時間ｔ＝ｔ０）の水位が維持され、ＳＦＰ１１の十分な水位を確保するとともに、燃料プール水１４の温度もＴｃ（＝約６０℃）程度に維持され得る。

以上のように、本実施の形態の原子力プラントにおけるＳＦＰ１１の燃料プール水１４は、使用済み燃料の崩壊熱は循環水系２１を強制循環する冷却水との熱交換の他、ＳＦＰ１１内に設置したヒートパイプ１３による熱輸送で冷却されるようになっている。このヒートパイプ１３による熱輸送には動力が必要ない。また、作動流体の沸騰・凝縮といった相変化現象を用いているため、この流体の大きな蒸発潜熱による熱輸送能力の高さは、作動流体が液体単相流の他の自然循環による放熱手段に比べても際立っている。そのため、万一電源喪失によりポンプ２２が作動不能に陥っても、ヒートパイプ１３によって燃料プール水１４を自然循環によって静的に放熱させることができ、燃料プール水１４の蒸発によりＳＦＰ１１の水位が低下して使用済み燃料１２が水面から露出することを抑制することができる。これによって使用済み燃料１２の除熱を継続させることができ、燃料プール水１４中に保管された使用済み燃料１２の安全性及び健全性の向上が図られる。

（第２の実施の形態）
図６は本発明の第２の実施の形態に係る原子力プラントに備えられたヒートパイプの一例の概略構成図、図７は図６中のＡ−Ａ線による断面図である。

本実施の形態が第１の実施の形態と相違する点は、第１の実施の形態ではヒートパイプ１３の加熱部３１が燃料プール水１４中の使用済み燃料棒１２まで達していなかったのに対し、本実施の形態のヒートパイプ１３Ａは燃料プール水１４中の複数の使用済み燃料棒１２の間に挿入されていることである。

具体的には、図６及び図７に示したように、ヒートパイプ１３Ａの加熱部３１は高さ方向に２つの部分に分かれていて、下端側が複数の使用済み燃料棒１２の間に挿入する挿入部３１ａになっている。挿入部３１ａは、使用済み燃料棒１２の長さをカバーし得る長さを有しており、例えば４ｍ又はそれ以上である。この挿入部３１ａは上下に延びる４枚の吸熱板３１ａａを軸心部から放射状に延ばした構成をしており、その断面形状は中心部から吸熱板３１ａａを放射状に延ばした十字型になっている。図７に示したように、４本の使用済み燃料１２の中心部に挿入部３１ａが差し込まれると、各吸熱板３１ａａが隣接する２つの使用済み燃料棒１２の間に介在する。

本実施の形態は、使用済み燃料１２の高さ範囲の全体を吸熱板３１ａａでカバーするように、ＳＦＰ１１内に設置された使用済み燃料１２の間に挿入部３１ａを挿入する。

その他の構成は第１の実施の形態と同様であり、既出図面と同符号を付して説明を省略する。

図８はＳＦＰ１１及びヒートパイプ１３ａにおける各種温度の勾配を表す模式図であり、図４に対応する図である。

温度勾配の傾向は第１の実施の形態と相違ないが、図４と比較して分かる通り使用済み燃料１２の配置領域において燃料プール水１４の温度が抑制される。これは、ヒートパイプ１３Ａが使用済み燃料１２の間にまで挿入されていて、燃料プール水１４が燃料表面でサブクール沸騰することがなく安定的に冷却されるためである。本実施の形態の構成は、第１の実施の形態と比較しても除熱効率を向上させることができる。崩壊熱を放出している使用済み燃料１２に吸熱板３１ａａがより近接することに加え、挿入部３１ａが十字型で円筒型に比べて比表面積が大きいからである。

（第３の実施の形態）
図９は本発明の第３の実施の形態に係る原子力プラントの要部のシステム系統図である。

本実施の形態が第１の実施の形態と相違する点は、炉内構造物をプール水１５ａ中に保管する炉内構造物保管用プール１５を原子炉建屋１０内に設け、この炉内構造物保管用プール１５にも炉内構造物保管用プール用のヒートパイプ１７を別途設置するとともに、炉内構造物保管用プール１５とＳＦＰ１１とを連通ヒートパイプ１６で接続した点である。

炉内構造物保管用プール１５は、原子炉建屋１０内において格納容器３の上部と同レベルの高さに設置されている。炉内構造物保管用プール用のヒートパイプ１７、連通ヒートパイプ１６の基本構成は、燃料プール用のヒートパイプ１３と同じである。

その他の構成は第１の実施の形態と同様であり、既出図面と同符号を付して説明を省略する。

本実施の形態において、使用済み燃料１２の崩壊熱は、循環水系２１による除熱、ＳＦＰ１１用のヒートパイプ１３による除熱に加え、連通ヒートパイプ１６→炉内構造物保管用プール１５→ヒートパイプ１７の熱移動経路による除熱によって放熱される。そのため、第１の実施の形態と比べても静的冷却能力を向上させることができる。

（第４の実施の形態）
図１０は本発明の第４の実施の形態に係る原子力プラントの要部のシステム系統図である。

本実施の形態が第１の実施の形態と相違する点は、ヒートパイプ１３の放熱部に送風する送風ファン４１を備えた点である。すなわち、ヒートパイプ１３の放熱部３３を自然放熱式から送風ファン４１による強制空気冷却方式に切り換えた例である。本実施の形態では、送風ファン４１は、空気ダクト４２の内部に設置されていて、ヒートパイプ１３の放熱部３３に対して空気ダクト４２内の空気の流れ方向の上流側（下側）に位置している。下流側に設ける構成でも良い。送風方向は上方向である。

その他の構成は第１の実施の形態と同様であり、既出図面と同符号を付して説明を省略する。

ヒートパイプ１３の放熱部３３には放熱面積を大きくするために多数の放熱フィン（放熱手段３４、図２、図３等参照）を設置しているが、送風ファン４１によって放熱フィンを強制冷却することができれば、放熱部３３の伝熱面積を小さくすることができ、放熱フィンを小型化し、ひいてはヒートパイプ１３をコンパクトに構成することができる。もちろん、本実施の形態は冷却フィンの強制冷却機構が付加されてはいるが、第１の実施の形態の構成を包含しているため、送風ファン４１が駆動しなくてもヒートパイプ１３そのものは機能する。

本実施の形態によっても、使用済み燃料１２の崩壊熱は、循環水系２１による除熱及びヒートパイプ１３による除熱の２種類で放出される。そして、送風ファン４１を駆動した場合には、ヒートパイプ１３の放熱効率が向上し、より冷却効果が高まる。

（第５の実施の形態）
図１１は本発明の第５の実施の形態に係る原子力プラントの要部の概略構成図である。

本実施の形態が第１の実施の形態と相違する点は、通常時にはヒートパイプ１３は燃料プール水１４に浸漬しておらず、必要時にヒートパイプ１３を燃料プール水１４に浸漬させる点である。

本実施の形態において、ヒートパイプ１３には、放熱部３３の下部側と下端部にそれぞれ係止部６１，６２が設けられている。ヒートパイプ１３は係止部６１，６２及び放熱手段３４によって複数本がまとめられてユニット化してあるが、必ずしも複数ほんのヒートパイプ１３を要する訳ではない。また、本実施の形態では、ヒートパイプ１３をＳＦＰ１１の水面上方で支持するとともに、当該支持を解くことでヒートパイプ１３をＳＦＰ１１の燃料プール水１４に投入可能なストッパー４５を備えている。ストッパー４５は、例えば原子炉建屋１０の上部に設けられていて、通常時は上部側の係止部６１を支持している。この状態では、ヒートパイプ１３は全体が燃料プール水１４の水面よりも上側に位置していて、燃料プール水１４には浸かっていない。

しかし、ストッパー４５を外してストッパー４５による係止部６１の支持を解いた場合、下部側の係止部６２がＳＦＰ１１の内壁部に設けたストッパー４６に支持される位置までヒートパイプ１３は落下する（図１１の状態）。この状態となると、ヒートパイプ１３の加熱部３１が燃料プール水１４に浸漬する。なお、ストッパー４６は燃料プール水１４中であって使用済み燃料１２よりも高位置に設置されており、ヒートパイプ１３が落下して使用済み燃料１２に接触することがないようにしてある。

特に図示していないが、ヒートパイプ１３がストッパー４５よりも下側部分において原子炉建屋１０の天井部を貫通する構成とした場合には、ヒートパイプ１３が落下した図１１の状態でも放熱部３３が原子炉建屋１０の外部に露出する構成とすることができる。

その他の構成は第１の実施の形態と同様であり、既出図面と同符号を付して説明を省略する。

本実施の形態においては、循環水系２１の電源を失った場合等にストッパー４５を外してヒートパイプ１３を重力落下させ、ヒートパイプ１３による燃料プール水１４の冷却を可能としている。よって、第１の実施の形態と同様の効果を得ることができる。

（第６の実施の形態）
図１２は本発明の第６の実施の形態に係る原子力プラントの要部の概略構成図である。

本実施の形態が第１の実施の形態と相違する点は、ＳＦＰ１１内の燃料プール水１４を密閉した点である。具体的には、ＳＦＰ１１に上蓋５１を設置することで、ＳＦＰ１１内の燃料プール水１４を密封し、崩壊熱除去による放射性物質を含んだ発生蒸気をＳＦＰ１１内に閉じ込める構成としてある。ヒートパイプ１３は上蓋５１を貫通している。

その他の構成は第１の実施の形態と同様であり、既出図面と同符号を付して説明を省略する。

燃料プール１４はヒートパイプ１３によって沸騰しないように対策されているが、万一使用済み燃料１２の崩壊熱によって燃料プール水１４が沸騰して蒸発した場合、ＳＦＰ１１が開放されていると蒸気がＳＦＰ１１外に流出し、ＳＦＰ１１の水位が低下する恐れがある。それに対し、本実施の形態ではＳＦＰ１１に上蓋５１を設置することにより、燃料プール水１４の蒸気がＳＦＰ１１外に逃げてＳＦＰ１１の水位が低下することを抑制することができる。

（第７の実施の形態）
図１３は本発明の第７の実施の形態に係る原子力プラントの要部の概略構成図である。

本実施の形態が第６の実施の形態と相違する点は、ＳＦＰ１１内の気相空間内の水素濃度を検出し、その水素濃度が水素可燃限界濃度を超えない範囲でＳＦＰ１１内の水素ガスを大気中に放出する点である。

本実施の形態においては、ＳＦＰ１１内の気相空間内の水素濃度を検出する水素濃度検出器５２と、ＳＦＰ１１の気相空間と原子炉建屋１１の外部空間とを接続する水素排出管路５５と、この水素排出管路５５の流路を開閉する制御弁５４とを備えている。ＳＦＰ１１には、ＳＦＰ１１の気相空間に接続する検出口５３が設けられており、この検出口５３が水素濃度検出器５２に接続している。特に図示していないが、水素濃度検出器５２により検出される水素濃度を見て必要と判断された場合に、水素濃度が空気中の酸素と反応するための水素可燃限界の濃度以下の範囲であることを条件として、制御弁５４に指令信号を出力することによって水素排出管路５５を開放し、水素排出管路５５を介して水素５６を排出する。特に図示していないが、水素濃度検出器５２の検出信号を基に制御弁５４を開閉制御する制御装置を設置することも考えられる。

その他の構成は第６の実施の形態と同様であり、既出図面と同符号を付して説明を省略する。

本実施の形態によれば、第６の実施の形態と同様の効果が得られる他、ＳＦＰ１１内における水素燃焼の発生を抑制することができる。

（その他）
以上においては、ＢＷＲに本発明を適用した場合を例に挙げて説明したが、ＢＷＲに限らず、燃料プールを有するプラントであれば本発明は適用可能である。例えば、加圧水型原子力プラントや高速増殖炉型原子力プラント等の他方式の原子力プラントに本発明を適用した場合においても、ＢＷＲに本発明を適用した場合と同様の効果が得られる。

また、各実施の形態は適宜組み合わせ可能であり、本発明の技術思想を逸脱しない範囲で適宜設計変更可能である。

１・・・炉心、２・・・原子炉圧力容器、３・・・格納容器３、４・・・圧力抑制プール、５・・・非常用復水器、７・・・格納容器（ドライウェル）ベント管、８・・・格納容器（ウェットウェル）ベント管、９・・・排気筒、１０・・・原子炉建屋１０、１０ａ・・・側部外壁部、１１・・・使用済み燃料プール（ＳＦＰ）、１２・・・使用済み燃料、１３，１３Ａ・・・ヒートパイプ、４ａ・・・液、１４・・・燃料プール水、１５・・・炉内構造物保管用プール、１５ａ・・・プール水、１６・・・連通ヒートパイプ、１７・・・ヒートパイプ、１８ａ，ｂ・・・空気、２１・・・循環水系、２１ａ・・・給水路、２１ｂ・・・排水路、２２・・・ポンプ、２３・・・冷却水熱交換器、２４ａ，ｂ・・・海水、２５・・・ポンプ、３１・・・加熱部、３１ａ・・・挿入部３１ａ、３１ａａ・・・吸熱板、３２・・・断熱部、３３・・・放熱部、３４・・・放熱手段、３５・・・ウィック（毛細管構造）、３６・・・液体、３７・・・蒸気流、３８・・・凝縮液、４１・・・送風ファン、４５，４６・・・ストッパー、５１・・・上蓋、５２・・・水素濃度検出器、５３・・・検出口、５４・・・制御弁、５５・・・水素排出管路、６０・・・放射性物質吸着フィルター、６１，６２・・・係止部

Claims (15)

1. 核燃料を含む炉心を内包した原子炉圧力容器と、
   この原子炉圧力容器を格納する格納容器と、
   使用済み燃料を保管する燃料プールと、
   前記原子炉圧力容器、前記格納容器及び前記燃料プールを収容した原子炉建屋と、
   前記燃料プールの燃料プール水を強制循環冷却する循環水系と、
   前記燃料プールの燃料プール水の熱を搬送し大気中に放出する少なくとも１本のヒートパイプと
   を備えたことを特徴とする原子力プラント。
2. 請求項１の原子力プラントにおいて、
   前記ヒートパイプは、一端が前記燃料プールの燃料プール水に浸漬し、他端が前記原子炉建屋の外部に露出していることを特徴とする原子力プラント。
3. 請求項１又は２の原子力プラントにおいて、
   前記ヒートパイプの他端がその管路に臨む空気ダクトを備えたことを特徴とする原子力プラント。
4. 請求項１−３のいずれかの原子力プラントにおいて、
   前記ヒートパイプの放熱部に送風するファンを備えたことを特徴とする原子力プラント。
5. 請求項１−４のいずれかの原子力プラントにおいて、
   原子炉建屋内に設けた炉内構造物保管用プールと、
   この炉内構造物保管用プールのプール水の熱を搬送し大気中に放出する炉内構造物保管用プール用のヒートパイプと、
   前記炉内構造物保管用プール及び前記燃料プールを接続する連通ヒートパイプと
   を備えたことを特徴とする原子力プラント。
6. 請求項１−５のいずれかの原子力プラントにおいて、
   前記ヒートパイプは、前記燃料プールの燃料プール水中の複数の使用済み燃料棒の間に挿入する挿入部を備えていることを特徴とする原子力プラント。
7. 請求項６の原子力プラントにおいて、前記挿入部の断面形状は中心部から４枚の吸熱板を放射状に延ばした十字型になっていて、各吸熱板が隣接する２つの使用済み燃料棒の間に挿入されることを特徴とする原子力プラント。
8. 請求項１−７のいずれかの原子力プラントにおいて、
   前記ヒートパイプの作動媒体を前記燃料プール水と同じ水とし、前記ヒートパイプ内の飽和圧力を２０ｋＰａ以下としたことを特徴とする原子力プラント。
9. 請求項１−８のいずれかの原子力プラントにおいて、
   前記ヒートパイプ内の内壁面にウィックを設けたことを特徴とする原子力プラント。
10. 請求項１−９のいずれかの原子力プラントにおいて、
    前記ヒートパイプを前記燃料プールの水面上方で支持するとともに、当該支持を解くことで前記ヒートパイプを前記燃料プールの燃料プール水に投入可能なストッパーを備えたことを特徴とする原子力プラント。
11. 請求項１−１０のいずれかの原子力プラントにおいて、
    前記燃料プール内の燃料プール水を密閉したことを特徴とする原子力プラント。
12. 請求項１１の原子力プラントにおいて、
    前記燃料プール内の気相空間内の水素濃度を検出する水素濃度検出器と、
    前記燃料プールと前記原子炉建屋外の空間とを接続する水素排出管路と、
    この水素排出管路の流路を開閉する制御弁と
    を備えたことを特徴とする原子力プラント。
13. 請求項１−１２のいずれかの原子力プラントにおいて、
    加圧水型原子力プラント、沸騰水型原子力プラント、又は高速増殖炉型原子力プラントであることを特徴とする原子力プラント。
14. 核燃料を含む炉心を内包した原子炉圧力容器と、
    この原子炉圧力容器を格納する格納容器と、
    使用済み燃料を保管する燃料プールと、
    前記原子炉圧力容器、前記格納容器及び前記燃料プールを収容した原子炉建屋と、
    前記燃料プールの燃料プール水を強制循環冷却する循環水系とを備えた原子力プラントに備えられ、
    前記燃料プールの燃料プール水の熱を搬送し大気中に放出する少なくとも１本のヒートパイプを備えたことを特徴とする燃料プール水冷却装置。
15. 使用済み燃料を保管する燃料プールの冷却方法であって、
    前記燃料プールの燃料プール水の熱を少なくとも１本のヒートパイプで搬送し大気中に放出することを特徴とする燃料プール水冷却方法。

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