JP2013057559A

JP2013057559A - 水冷式原子力発電設備及びその非常時停止方法

Info

Publication number: JP2013057559A
Application number: JP2011195128A
Authority: JP
Inventors: Kazuhiro Hoashi; 和弘帆足
Original assignee: Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Current assignee: Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Priority date: 2011-09-07
Filing date: 2011-09-07
Publication date: 2013-03-28

Abstract

【課題】動力がなくても燃料棒の崩壊熱で温度上昇した炉心の冷却水から放熱し、原子炉容器の外部へ崩壊熱を逃がして炉心冷却を行う緊急炉心冷却装置を備えた水冷式原子力発電装置を提供する。
【解決手段】炉心冷却機能を喪失した非常事態時に原子炉圧力容器１２内の冷却水を循環放熱して冷却する緊急炉心放熱装置１０が、原子炉圧力容器１２内で冷却水が加熱されて発生した蒸気を蒸気出口１２ａから導入して大気との熱交換により冷却し、蒸気の凝縮水を冷却水として凝縮水入口１２ｂから原子炉内へ再度供給するように形成した冷却水循環流路１４を備え、この冷却水循環流路１４には、蒸気出口開閉弁１８、蒸気を大気の自然対流による熱交換で凝縮させる熱交換器３０、凝縮水を貯留する凝縮水タンク１６及び逆止弁２０及び凝縮水入口開閉弁２２が順に設けられており、熱交換器３０及び凝縮水タンク１６を圧力容器頂部より高所に配置した。
【選択図】図１

Description

本発明は、たとえば沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）や加圧水型原子炉（ＰＷＲ）のように、炉心冷却材に水を用いる水冷式原子力発電設備及びその非常時停止方法に関する。

従来、水冷式の原子力発電設備は、炉心冷却機能に支障を来すような万が一の非常事態に備えて緊急炉心冷却装置（ECCS：Emergency Core Cooling System）を備えている。この緊急炉心冷却装置は、炉心冷却用の冷却材が水（炉心冷却水）である原子炉において、炉心部の冷却水位が基準値を切った場合に動作する工学的な安全設備である。
すなわち、通常系統の炉心冷却水を大量に喪失した時には、緊急炉心冷却装置から炉心に別系統の冷却水（非常冷却水）を導入して注入することにより、核燃料の長期に渡る冷却を行って燃料棒の損壊を防止するものである。なお、緊急炉心冷却装置の作動は、原子炉の停止を意味している。

また、従来の緊急炉心冷却装置を作動させるためは、装置を構成するポンプやバルブ類等の動作に電源等の動力が必要である。従って、従来の緊急炉心冷却装置は、非常事態においても必要な動力を維持できることが前提となっている。

一方、原子炉の崩壊熱除去システムとしては、たとえば高速増殖炉（ＦＢＲ）のように液体金属の冷却材を用いている原子力プラントにおいて、ポンプ、ブロワ、ダンパ等の動的機器を用いることなく、ホットバススイッチ及び自然循環作用等を利用した静的機器のみによって構成されたものがある。（特許文献１を参照）
また、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）に適した従来技術としては、原子炉の主蒸気管に設けられた圧力逃し弁及び加圧タンク（または重力落下水タンク）を組合せた構成により、原子炉圧力容器内の蒸気を放出することによって減圧し、加圧タンクからの注水を可能にする大気開放型注水システム（自然循環型原子炉）が知られている。（特許文献２を参照）

特開２００３−２６２６９０号公報特開昭６３−７５６９１号公報

上述したように、従来の水冷式原子力発電設備は、非常用の緊急炉心冷却装置を備えているものの、ポンプやバルブ類等の作動に動力が不可欠であるから、電源等の動力を完全に喪失すると燃料棒の崩壊熱を逃がせなくなるという課題がある。
本発明は、上記の課題を解決するためになされたもので、その目的とするところは、電源等の動力がなくても燃料棒の崩壊熱で温度上昇した炉心の冷却水から放熱し、原子炉容器の外部へ崩壊熱を逃がして持続的な炉心冷却を行う緊急炉心放熱装置を備えた水冷式原子力発電装置及びその非常時停止方法を提供することにある。

本発明は、上記の課題を解決するため、下記の手段を採用した。
本発明に係る水冷式原子力発電設備は、通常運転時の炉心冷却材に水を使用し、原子炉内で生成した蒸気を発電機駆動用のタービンに供給して発電を行うとともに、炉心冷却機能を喪失した非常事態時に動作し、前記原子炉の圧力容器内に冷却水を注入して冷却する緊急炉心冷却装置を備えている水冷式原子力発電設備であって、前記緊急炉心放熱装置は、前記原子炉圧力容器内で前記冷却水が加熱されて発生した蒸気を圧力容器頂部付近の蒸気出口から導入して大気との熱交換により冷却し、前記蒸気の凝縮水を前記冷却水として圧力容器頂部付近の凝縮水入口から前記原子炉内へ再度供給するように形成した冷却水循環流路を備え、前記冷却水循環流路には、蒸気出口開閉弁と、前記蒸気を大気の自然対流による熱交換で凝縮させる熱交換器と、前記凝縮水を貯留する凝縮水タンクと、逆止弁及び凝縮水入口開閉弁とが前記蒸気出口から前記凝縮水入口の方向へ順に設けられ、前記熱交換器及び前記凝縮水タンクを前記圧力容器頂部より高所に配置したことを特徴とするものである。

このような本発明の水冷式原子力発電設備によれば、緊急炉心放熱装置は、原子炉圧力容器内で冷却水が加熱されて発生した蒸気を圧力容器頂部付近の蒸気出口から導入して大気との熱交換により冷却し、蒸気の凝縮水を冷却水として圧力容器頂部付近の凝縮水入口から原子炉内へ再度供給するように形成した冷却水循環流路を備え、さらに、冷却水循環流路には、蒸気出口開閉弁と、蒸気を大気の自然対流による熱交換で凝縮させる熱交換器と、凝縮水を貯留する凝縮水タンクと、逆止弁及び凝縮水入口開閉弁とが蒸気出口から凝縮水入口の方向へ順に設けられ、熱交換器及び凝縮水タンクを圧力容器頂部より高所に配置したので、動力を使用することなく非常事態時の炉心冷却を継続することができる。

すなわち、原子炉圧力容器内で発生した蒸気は、容器内を上昇して蒸気出口から冷却水循環流路に流入し、開状態とした蒸気出口開閉弁を通過して熱交換器に導かれる。熱交換器に導入された蒸気は、自然対流する大気に吸熱されて凝縮するので、この凝縮水は、逆止弁及び開状態の凝縮水入口開閉弁を通過して、圧力容器頂部から冷却水として原子炉圧力容器内に再度供給される。なお、凝縮水入口には逆止弁が設けられているので、原子炉圧力容器内の蒸気が凝縮水タンクへ逆流することはない。
上述した熱交換器は、緊急炉心冷却装置の稼動を最低でも２時間維持できる非常用動力を設けた場合、定格発電出力の１０％程度となる放熱容量を備えていればよい。

上記の発明において、前記熱交換器は、大気中に配設されて上下方向に吹き抜けた筒状の空気流路と、該空気流路の上端出口近傍に配設されて前記蒸気と前記大気とを熱交換させる熱交換器本体とを備え、前記熱交換器本体は、熱交換器上部から前記蒸気を導入して熱交換器下部から前記凝縮水を流出させることが好ましく、これにより、熱交換器で加熱された大気が筒状の空気流路を上昇するので、空気流路の下方から常に低温の大気を自然対流によって導入できる。
また、熱交換器上部から蒸気を導入して熱交換器下部から凝縮水を流出させるため、ポンプを使用しなくても重力により排水することができる。

上記の発明において、前記蒸気出口開閉弁及び前記凝縮水入口開閉弁は、複数個（２個以上）の開閉弁を直列配置することが好ましく、これにより、蒸気出口開閉弁及び凝縮水入口開閉弁を閉じる通常運転時には、原子炉の圧力容器内と冷却水循環流路との間を確実に分離して密閉することができる。なお、この場合の蒸気出口開閉弁及び凝縮水入口開閉弁は、必要に応じて原子炉建屋の外から手動操作による開閉も可能な構造とする。

上記の発明において、前記凝縮水タンクは、通常運転時に内部を真空に維持することが好ましく、これにより、緊急の非常事態時において、蒸気循環と系統内圧力管理を補助することができる。

上記の発明において、前記熱交換器は、通常運転時に使用済み核燃料貯蔵プールの冷却水放熱等で定常的に使用されていることが好ましく、定期的なメンテナンスの必要性を持たせることで、装置の維持管理の徹底が可能となる。なお、通常運転時における核燃料貯蔵プールの冷却水放熱は、ポンプを用いてプール内冷却水を循環させて行うが、非常事態時の炉心放熱系統とは分離しておき、バルブ操作により流路を切り換えて核燃料貯蔵プールから発生した蒸気を循環放熱できるものとしておく。

本発明に係る水冷式原子力発電設備の非常時停止方法は、通常運転時の炉心冷却材に水を使用する原子炉が、炉心冷却機能を喪失した非常事態時に動作し、前記原子炉の圧力容器内に冷却水を注入して冷却する緊急炉心冷却装置を備えている水冷式原子力発電設備の非常時停止方法であって、前記原子炉圧力容器内で前記冷却水が加熱されて発生した蒸気を圧力容器頂部付近の蒸気出口から導入して大気との熱交換により冷却するとともに、前記蒸気の凝縮水を前記冷却水として圧力容器頂部付近の凝縮水入口から前記原子炉内へ再度供給するように冷却水循環流路を形成しておき、非常事態時に前記原子炉圧力容器内で発生した蒸気を前記冷却水循環流路に導き、該冷却水循環流路に設置した熱交換器で、大気の自然対流により前記蒸気から放熱して凝縮させた前記冷却水を前記原子炉圧力容器内に供給して循環させることを特徴とするものである。

このような水冷式原子力発電設備の非常時停止方法によれば、原子炉圧力容器内で冷却水が加熱されて発生した蒸気を圧力容器頂部付近の蒸気出口から導入して大気との熱交換により冷却するとともに、蒸気の凝縮水を冷却水として圧力容器頂部付近の凝縮水入口から原子炉内へ再度供給するように冷却水循環流路を形成しておき、非常事態時に原子炉圧力容器内で発生した蒸気を冷却水循環流路に導き、該冷却水循環流路に設置した熱交換器で、大気の自然対流により蒸気から放熱して凝縮させた冷却水を原子炉圧力容器内に供給して循環させるので、電源等の動力がなくても燃料棒の崩壊熱で温度上昇した炉心の冷却水から放熱し、原子炉容器の外部へ崩壊熱を逃がして炉心冷却を行うことができる。

上述した本発明によれば、電源等の動力がなくても燃料棒の崩壊熱で温度上昇した炉心の冷却水から放熱し、原子炉容器の外部へ崩壊熱を逃がして炉心冷却を行うことが可能になる。換言すれば、電源等の動力を完全に喪失した場合であっても、燃料棒の崩壊熱を逃がす炉心冷却が可能になるので、原子炉を安全に停止することができる。

本発明に係る水冷式原子力発電設備及びその非常時停止方法の一実施形態を示す図で、沸騰水型原子炉に適用した緊急炉心放熱装置の系統図である。本発明に係る水冷式原子力発電設備及びその非常時停止方法の一実施形態を示す図で、加圧水型原子炉に適用した緊急炉心放熱装置の系統図である。図１に示した緊急炉心放熱装置を、通常運転時に使用済み核燃料貯蔵プールの冷却水放熱に併用する場合の構成例を示す系統図である。

以下、本発明に係る水冷式原子力発電設備及びその非常時停止方法の一実施形態を図面に基づいて説明する。
図１に示す実施形態は、水冷式原子力発電設備の一つである沸騰水型原子炉において、非常事態時の圧力容器内の冷却水を循環放熱して炉心を冷却する緊急炉心放熱装置の構成例を示している。なお、水冷式原子力発電設備には、後述する加圧水型原子炉もある。

水冷式原子力発電設備は、通常運転時の炉心冷却材に水を使用し、原子炉から発生する熱で蒸気を生成し、この蒸気を発電機駆動用のタービン（蒸気タービン）に供給して発電を行う装置である。このような水冷式原子力発電装置は、炉心冷却機能を喪失した非常事態時に動作し、原子炉の圧力容器内に冷却水を注入して冷却する緊急炉心冷却装置を備えている。
図１に示す緊急炉心冷却装置１０は、沸騰水型の原子炉圧力容器１２内で冷却水が加熱されて発生した蒸気を大気との熱交換により冷却し、この冷却により得られた蒸気の凝縮水を冷却水として原子炉圧力容器１２内へ再度供給するように形成した冷却水循環流路１４を備えている。

冷却水循環流路１４は、原子炉圧力容器１２の頂部付近に設けた蒸気出口１２ａから圧力容器内で発生した蒸気を導入し、熱交換器３０の空気流路３２内に設置されている熱交換器本体３４に導くとともに、熱交換器本体３４で大気との熱交換により冷却された蒸気の凝縮水を、下流側の凝縮水タンク１６を介して原子炉圧力容器１２の頂部付近に設けた凝縮水入口１２ｂから圧力容器内へ供給する閉回路の配管流路である。
この冷却水循環流路１４は、原子炉圧力容器１２の外部で蒸気出口１２ａの近傍となる位置に、直列に配置した一対の蒸気出口開閉弁１８を備えている。この蒸気出口開閉弁１８は、水冷式原子力発電設備の通常運転状態で全閉とされる。

また、冷却水循環流路１４は、原子炉圧力容器１２の外部で凝縮水入口１２ｂの近傍となる位置に配置した逆止弁２０及び一対の凝縮水入口開閉弁２２を備えている。この凝縮水入口開閉弁２２は、上述した蒸気出口開閉弁１８と同様に、水冷式原子力発電設備の通常運転状態で全閉とされる。この場合の逆止弁２０は、凝縮水タンク１６から凝縮水入口１２ｂに向かう凝縮水の流れを許容するとともに、原子炉圧力容器１２内の蒸気が凝縮水タンク１６へ向かう流れを阻止するものである。

熱交換器３０は、原子炉圧力容器１２の圧力容器頂部より高所に配置され、蒸気を大気の自然対流による熱交換で凝縮させるように構成されている。
この熱交換器３０は、大気中に配設されて上下方向に吹き抜けた（貫通した）筒状の空気流路３２と、空気流路３２の上端出口近傍に配設されて蒸気と大気との間で熱交換させる熱交換器本体３４とを備えている。

熱交換器本体３４は、熱交換器上部から、すなわち空気流路３２の上端部に開口する出口側から蒸気を導入し、大気との熱交換により冷却された蒸気の凝縮水を熱交換器下部から流出させるようになっている。換言すれば、蒸気出口１２ａに連通する冷却水循環流路１４が熱交換器本体３４の上面側に連結され、大気との熱交換により冷却された凝縮水が重力により熱交換器本体３４内の伝熱管を流下して、熱交換器本体３４の下面側に連結された冷却水循環流路１４から、熱交換器本体３４より低い位置にある凝縮水タンク１６へ流出する。
なお、熱交換器本体３４及び凝縮水タンク１６は、いずれも蒸気出口１２ａや凝縮水入口１２ｂより高所に配置されている。

このように構成された熱交換器３０は、熱交換器３０の熱交換器本体３４で加熱されて温度上昇した大気が、自然対流によって筒状の空気流路３２内を上昇する。この結果、熱交換器３０の空気流路３２内には、図中に白抜矢印で示すような上昇気流が形成されるので、空気流路３２の内部では、常に低温の大気が下端部側から流入して上端部側から流出する。
また、熱交換器３０は、熱交換器本体３４の上部から導入した蒸気が、内部の伝熱管を通過する過程で大気との熱交換により放熱して凝縮し、熱交換器本体３４の下部から凝縮水を流出させる構造のため、ポンプ等の装置を使用しなくても重力により熱交換器本体３４の外部へ凝縮水を排水することができる。

このように、緊急炉心冷却装置１０の冷却水循環流路１４には、蒸気から凝縮水に状態変化する流体の流れ方向において、蒸気出口１２ａから凝縮水入口１２ｂの方向へ上流側から順に、蒸気出口開閉弁１８と、蒸気を大気の自然対流による熱交換で凝縮させる熱交換器３０と、凝縮水を貯留する凝縮水タンク１６と、逆止弁２０及び凝縮水入口開閉弁２２とが設けられ、熱交換器３０及び凝縮水タンク１６は、原子炉圧力容器１２の圧力容器頂部より高所に配置されているので、たとえば凝縮水（冷却水）を送出するポンプのように、電源等の動力が必要となる装置を使用することなく、非常事態時の炉心冷却を継続することができる。

具体的に説明すると、原子炉を緊急停止した非常事態時において、原子炉圧力容器１２内で冷却水が燃料棒の崩壊熱による加熱を受けて発生した蒸気は、自然対流により容器内を上昇して蒸気出口１２ａから冷却水循環流路１４に流入し、閉状態から開状態に変更された蒸気出口開閉弁１８を通過して熱交換器３０に導かれる。熱交換器３０に導入された蒸気は、熱交換器本体３４内の伝熱管を流れる際、自然対流により伝熱管の外側を流れる大気に放熱して凝縮する。

こうして生成された凝縮水は、いったん凝縮水タンク１６内に流入して貯蔵される。凝縮水タンク１６内に流入した凝縮水は、逆止弁２０及び開状態に変更された凝縮水入口開閉弁２２を通過して、圧力容器頂部の凝縮水入口１２ｂから冷却水として原子炉圧力容器１２内に再度供給される。このとき、凝縮水入口１２ｂには逆止弁２０が設けられているので、原子炉圧力容器１２内の蒸気が凝縮水タンク１６へ逆流することはない。

図２に示す緊急炉心放熱装置１０Ａは、加圧水型の原子炉圧力容器１２Ａに適用した構成例を示しており、図１に示した沸騰水型と同様の部分には同じ符号を付し、その詳細な説明は省略する。
加圧水型の原子炉圧力容器１２Ａは、圧力容器上方から制御棒２４Ａを挿入する構造となっており、圧力容器下方から制御棒２４を挿入する沸騰水型と異なっている。従って、原子炉圧力容器１２Ａの頂部付近に使用可能なスペースがないため、蒸気出口１２ｃ及び凝縮水入口１２ｄは、原子炉圧力容器１２Ａの頂部に多数配置された制御棒２４の外周部に設けられている。なお、緊急炉心冷却装置１０Ａの構成は、蒸気出口１２ｃ及び凝縮水入口１２ｄの配置以外について、基本的に沸騰水型と同様である。

ところで、上述した沸騰水型及び加圧水型の実施形態では、蒸気出口開閉弁１８及び凝縮水入口開閉弁２２は、一対（２個）を直列に配置した構成としたが、１個または３個以上とするなど特に限定されることはない。なお、この場合の蒸気出口開閉弁１８及び凝縮水入口開閉弁２２は、アクチュエータによる遠隔操作に加えて、原子炉建屋の外からの手動操作による開閉も可能な構造を採用することが望ましい。

すなわち、上述した蒸気出口開閉弁１８及び凝縮水入口開閉弁２２は、通常運転時に冷却水循環流路１４を原子炉圧力容器１２内から分離・遮断するものである。従って、水冷式原子力発電設備の通常運転時において、直列に配置した複数個の開閉弁により冷却水循環流路１４を閉じることは、１個の開閉弁を設置した場合と比較して、原子炉圧力容器１２内と冷却水循環流路１４との間を確実に分離・遮断して密閉することができるので、信頼性の向上に有効である。

また、上述した凝縮水タンク１６についても、沸騰水型及び加圧水型の両方において、通常運転時に内部を真空に維持しておくことが望ましい。
内部が真空状態の凝縮水タンク１６は、通常運転から蒸気出口開閉弁１８及び凝縮水入口開閉弁２２を開とした緊急の非常事態時において、冷却水循環流路１４内の蒸気循環を容易にし、さらに、冷却水循環流路１４の系統内圧力管理を補助することができる。この結果、上述した緊急炉心放熱装置１０及び１０Ａは、原子炉圧力容器１２内の冷却水を放熱循環して炉心冷却をスムーズかつ確実に実施することができる。

ところで、上述した熱交換器３０は非常時の炉心放熱を行うものであるが、通常運転時に使用済み核燃料貯蔵プールの冷却水放熱にも使用可能な熱交換器３０Ａとすることで、装置の有効利用が可能となる。
図３に示す構成例は、図１に示した沸騰水型を採用したものであり、使用済み核燃料プール４０の冷却水放熱を行うため、熱交換器３０Ａにプール用熱交換器本体３６が配設されている。

プール用熱交換器本体３６は、上述した緊急炉心放熱装置１０の熱交換器本体３４と直列に配置されている。なお、図示の構成例では、筒状の空気流路３２内において、大気の流れ方向上流側にプール用熱交換器本体３６を配置しているが、逆の配置も可能であるなど特に限定されることはない。
使用済み核燃料プール４０は、プール内の冷却水中に多数の使用済み核燃料４２を収納設置し、使用済み核燃料４２の発熱で温度上昇する冷却水を循環させて放熱する。

使用済み核燃料プール４０内の冷却水は、ポンプ４４を備えた循環流路４６にプール用熱交換器本体３６が設けられている。すなわち、循環流路４６は、ポンプ４４の運転により、使用済み核燃料プール４０内の冷却水を循環させ、プール用熱交換器本体３６で自然対流の大気に放熱して温度低下した冷却水が、循環流路４６の一部である戻り流路４８を経由して、使用済み核燃料プール４０内に戻るように構成されている。

また、循環流路４６の戻り流路４８には、非常事態時に使用する非常用分岐配管５０が設けられている。この非常用分岐配管５０は、凝縮水タンク１６Ａを介して使用済み核燃料プール４０に接続されている。
一方、非常事態時に使用済み核燃料プール４０内で発生した蒸気は、ポンプ４４をバイパスして設けられた蒸気流路５２を通って循環流路４６に合流する。

なお、図３において、図中の符号２６は原子炉格納容器、５４は循環流路４６に設けた冷却水の出口開閉弁、符号５６，５８は戻り流路４８に設けた開閉弁、６０は冷却水または蒸気の逆流を防止する逆止弁、６２，６４は非常用分岐配管５０において凝縮水タンク１６Ａの上流側及び下流側に設けた開閉弁、６６は冷却水または蒸気の逆流を防止する逆止弁、６８，７０は蒸気流路５２に設けた開閉弁である。

このような構成とすれば、通常運転時には、蒸気出口開閉弁１８及び凝縮水入口開閉弁２２が閉じられ、かつ、開閉弁５４，５６，５８が開，開閉弁６２，６４，６８，７０が閉とされる。この状態でポンプ４４を運転すると、使用済み核燃料貯蔵プール４０内の冷却水は、ポンプによって循環流路４６を流れ、プール用熱交換器本体３６を通過することで大気により冷却されるので、温度低下した冷却水が使用済み核燃料貯蔵プール４０内に供給されることで、プール内の冷却水温度を略一定に保つことができる。

しかし、非常事態時には、プール室を密閉した状態で蒸気出口開閉弁１８及び凝縮水入口開閉弁２２が開とされ、たとえばポンプ４４の電源が喪失した場合など、必要に応じて開閉弁５４，５６，５８が閉とされ，開閉弁６２，６４，６８，７０が開に切り換えられる。なお、ポンプ４４の電源が健全であれば、バルブ操作により流路を切り換えて、使用済み核燃料プール４０の冷却水放熱は、上述したポンプ循環により実施することも可能である。

この結果、非常事態時の緊急炉心放熱装置１０においては、上述したように自然対流によって炉心冷却が継続され、同時に、使用済み核燃料プール４０内で発生した蒸気も、自然対流によってプール用熱交換器本体３６に導かれるので、大気への放熱により凝縮水となる。この凝縮水は、すなわち、使用済み核燃料プール４０内の冷却水が温度上昇して発生した蒸気の凝縮水は、凝縮水タンク１６Ａを経由して使用済み核燃料プール４０内に戻されるので、蒸気配管５２、プール用熱交換器本体３６、非常用分岐配管５０及び凝縮水タンク１６Ａを備えた閉回路の循環流路は、上述した緊急炉心放熱装置１０と同様の機能を有するプール冷却水の冷却装置となる。

このように、上述した熱交換器３０Ａは、通常運転時で使用済み核燃料貯蔵プール４０の冷却水放熱にのみ使用しておき、非常事態の動力喪失時に炉心冷却水の放熱も同時に行える構造及び容量を持たせておくことが望ましい。
なお、加圧水型原子炉に適用する場合には、最初に従来型の緊急炉心冷却装置が作動し、１次冷却水の温度と圧力が低下した後で作動させる条件にすれば、沸騰水型と同じ装置を使用することが可能である。また、炉心蒸気環流系統の耐圧能力を加圧水型原子炉の１次冷却水系と同じレベルに設計すれば、１次冷却水系の圧力が十分に低下していない状況からでも作動させることが可能である。

上述した緊急炉心放熱装置１０，１０Ａを備えた水冷式原子力発電設備は、蒸気及び蒸気の凝縮水が循環して流れる冷却水循環流路１４を形成し、以下に説明する非常時停止方法により炉心冷却が行われる。
すなわち、非常事態時においては、通常運転時に閉じられている蒸気出口開閉弁１８及び凝縮水入口開閉弁２２を開き、原子炉圧力容器１２，１２Ａ内で冷却水が加熱されて発生した蒸気を圧力容器頂部付近の蒸気出口１２ａ，１２ｃから冷却水循環流路１４に導入する。

この蒸気は、冷却水循環流路１４に設置した熱交換器３０に導入され、大気との熱交換により冷却される。熱交換器３０で大気に吸熱された蒸気は凝縮水となり、さらに冷却水循環流路１４を通って流れた後、最終的に圧力容器頂部付近の凝縮水入口１２ｂ，１２ｄから冷却水として原子炉内へ再度供給される。このとき、冷却水循環流路１４に設置した熱交換器３０では、大気の自然対流により放熱して蒸気から凝縮させた冷却水を原子炉圧力容器１２，１２Ａ内に供給して循環させる。

このような水冷式原子力発電設備の非常時停止方法によれば、原子炉圧力容器１２内で冷却水が加熱されて発生した蒸気を圧力容器頂部付近の蒸気出口１２ａ，１２ｃから導入して大気との熱交換により冷却するとともに、蒸気の凝縮水を冷却水として圧力容器頂部付近の凝縮水入口１２ｂ，１２ｄから原子炉内へ再度供給するように冷却水循環流路１４を形成しておき、非常事態時に原子炉圧力容器１２，１２Ａ内で発生した蒸気を冷却水循環流路１４に導き、この冷却水循環流路１４に設置した熱交換器３０で、大気の自然対流により放熱して蒸気から凝縮させた冷却水を原子炉圧力容器１２，１２Ａ内に供給して循環させる。

この結果、燃料棒の崩壊熱で温度上昇する炉心の冷却水は、加熱を受けて水から蒸気に状態変化した後、自然対流により上昇して原子炉圧力容器１２，１２Ａから熱交換器３０へ流入する。さらに、熱交換器３０に流入した蒸気は、自然対流によって熱交換器３０内を流れる大気へ放熱するので、蒸気が凝縮して水（凝縮水）に状態変化する。
このため、この凝縮水が冷却水として原子炉容器１２，１２Ａの内部へ再度供給されると、この冷却水が吸熱して再度蒸気に状態変化するので、以下同様の状態変化を繰り返しながら閉回路の冷却水循環流路１４を循環して流れることとなり、従って、蒸気や大気の自然対流を有効利用し、電源等の動力がなくても原子炉容器の外部へ崩壊熱を逃がして炉心冷却を行うことができる。

このように、本実施形態では、現状の原子炉構造に加えて、圧力容器内で燃料棒の崩壊熱により加熱された水蒸気を大気の自然対流のみで冷却・環流することができる熱交換器（ラジエーター）３０を設置し、動力が完全に喪失した場合の緊急炉心放熱装置１０，１０Ａとして使用する。この場合、熱交換器３０と連結する蒸気配管及び凝縮水配管となる冷却水循環流路１４は、原子炉圧力容器１２，１２Ａの頂部近傍に設置し、熱交換器３０は、原子炉圧力容器１２，１２Ａよりも高い位置とすることで、熱交換器３０で冷却された凝縮水が重力で圧力容器内に環流するようにする。
また、熱交換器３０へ供給する蒸気は、熱交換器本体３４の上部から流入して下部へ抜けるようにしたので、ポンプがなくても凝縮水を原子炉圧力容器１２，１２Ａへ確実に排水して冷却水を供給できる。

上述した本実施形態によれば、電源等の動力がなくても燃料棒の崩壊熱で温度上昇した炉心の冷却水から放熱し、原子炉容器の外部へ崩壊熱を逃がして炉心冷却を行うことが可能になる。換言すれば、電源等の動力を完全に喪失した場合であっても、燃料棒の崩壊熱を逃がす炉心冷却が可能になるので、燃料棒の過熱・溶融を防止して原子炉を安全に停止することができる。

ところで、必要とされる熱交換器３０の放熱容量に関しては、原子炉安全審査委員会より公開されている資料「１００万Ｋｗ原発の運転停止後の熱出力軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の安全評価指針１９７４／５／２４（昭和５０年４月１５日修正）／原子炉安全専門審査会熱出力３０００ＭＷ」によると、緊急停止から２時間で燃料棒の崩壊熱は定格発電出力の５％弱になり、１週間で１％弱まで低下している。

従って、上述した実施形態においては、従来型の緊急炉心冷却装置の可動を最低でも２時間維持できる非常用の動力として、密閉性の高い原子炉建家内部に蓄電池や非常用発電設備の形で確保しておけば、上述した熱交換器３０は、余裕を見ても定格発電出力の１０％程度となる放熱容量を備えていればよい。
なお、本発明は上述した実施形態に限定されることはなく、その要旨を逸脱しない範囲内において適宜変更することができる。

１０，１０Ａ緊急炉心放熱装置
１２，１２Ａ原子炉圧力容器
１２ａ，１２ｃ蒸気出口
１２ｂ，１２ｄ凝縮水入口
１４冷却水循環流路
１６，１６Ａ凝縮水タンク
１８蒸気出口開閉弁
２０，６０，６６逆止弁
２２凝縮水入口開閉弁
３０，３０Ａ熱交換器
３２空気流路
３４熱交換器本体
３６プール用熱交換器本体
４０使用済み核燃料プール

Claims

通常運転時の炉心冷却材に水を使用し、原子炉内で生成した蒸気を発電機駆動用のタービンに供給して発電を行うとともに、炉心冷却機能を喪失した非常事態時に動作し、前記原子炉の圧力容器内に冷却水を注入して冷却する緊急炉心冷却装置を備えている水冷式原子力発電設備であって、
前記緊急炉心冷却装置は、前記原子炉圧力容器内で前記冷却水が加熱されて発生した蒸気を圧力容器頂部付近の蒸気出口から導入して大気との熱交換により冷却し、前記蒸気の凝縮水を前記冷却水として圧力容器頂部付近の凝縮水入口から前記原子炉内へ再度供給するように形成した冷却水循環流路を備え、
前記冷却水循環流路には、蒸気出口開閉弁と、前記蒸気を大気の自然対流による熱交換で凝縮させる熱交換器と、前記凝縮水を貯留する凝縮水タンクと、逆止弁及び凝縮水入口開閉弁とが前記蒸気出口から前記凝縮水入口の方向へ順に設けられ、前記熱交換器及び前記凝縮水タンクを前記圧力容器頂部より高所に配置したことを特徴とする水冷式原子力発電設備。
前記熱交換器は、大気中に配設されて上下方向に吹き抜けた筒状の空気流路と、該空気流路の上端出口近傍に配設されて前記蒸気と前記大気とを熱交換させる熱交換器本体とを備え、
前記熱交換器本体は、熱交換器上部から前記蒸気を導入して熱交換器下部から前記凝縮水を流出させることを特徴とする請求項１に記載の水冷式原子力発電設備。
前記蒸気出口開閉弁及び前記凝縮水入口開閉弁は、複数個の開閉弁が直列配置されていることを特徴とする請求項１または２に記載の水冷式原子力発電設備。
前記凝縮水タンクは、通常運転時に内部が真空に維持されていることを特徴とする請求項１から３のいずれか１項に記載の水冷式原子力発電設備。
前記熱交換器は、通常運転時に使用済み核燃料貯蔵プールの冷却水放熱に使用されていることを特徴とする請求項１から４のいずれか１項に記載の水冷式原子力発電設備。
通常運転時の炉心冷却材に水を使用し、原子炉内で生成した蒸気を発電機駆動用のタービンに供給して発電を行うとともに、炉心冷却機能を喪失した非常事態時に動作し、前記原子炉の圧力容器内に冷却水を注入して冷却する緊急炉心冷却装置を備えている水冷式原子力発電設備の非常時停止方法であって、
前記原子炉圧力容器内で前記冷却水が加熱されて発生した蒸気を圧力容器頂部付近の蒸気出口から導入して大気との熱交換により冷却するとともに、前記蒸気の凝縮水を前記冷却水として圧力容器頂部付近の凝縮水入口から前記原子炉内へ再度供給するように冷却水循環流路を形成しておき、
非常事態時に前記原子炉圧力容器内で発生した蒸気を前記冷却水循環流路に導き、該冷却水循環流路に設置した熱交換器で、大気の自然対流により放熱して蒸気から凝縮させた前記冷却水を前記原子炉圧力容器内に供給して循環させることを特徴とする水冷式原子力発電設備の非常時停止方法。