JP2013127379A

JP2013127379A - 原子炉

Info

Publication number: JP2013127379A
Application number: JP2011276344A
Authority: JP
Inventors: Naoyuki Nakadosono; 尚幸中堂園; Hisamichi Inoue; 久道井上; Keita Okuyama; 圭太奥山
Original assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Current assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Priority date: 2011-12-16
Filing date: 2011-12-16
Publication date: 2013-06-27
Anticipated expiration: 2031-12-16
Also published as: JP5798473B2

Abstract

【課題】受動的な駆動力によって冷却水を無駄なく使用し、原子炉圧力容器を長期的に冷却することができる原子炉を提供する。
【解決手段】原子炉圧力容器２と生体遮蔽壁３との間に冷却水を溜めることが可能な原子炉において、原子炉圧力容器２より上方に位置する冷却水貯蔵プール５と、冷却水貯蔵プール５内の冷却水をその自重によって原子炉圧力容器２と生体遮蔽壁３との間に注水可能な注水配管６と、注水配管６に設けられ、冷却水貯蔵プール５内の冷却水を原子炉圧力容器２と生体遮蔽壁３との間に注水する場合に開く起動弁７と、注水配管６に設けられ、原子炉圧力容器２と生体遮蔽壁３との間に溜められた冷却水の水位に応じて開閉するフロート弁８とを備える。フロート弁８は、原子炉圧力容器２と生体遮蔽壁３との間に溜められた冷却水の水位が設定値Ｈ以上である場合に閉じ、設定値Ｈ未満である場合に開く。
【選択図】図１

Description

本発明は、原子炉圧力容器の冷却に好適な原子炉に関する。

原子力プラントの原子炉は、停止後も、燃料から発生する崩壊熱を除熱する必要がある。例えば、改良型沸騰水軽水炉では、原子炉圧力容器から抜き出した水を海水と熱交換して冷却させた後、原子炉圧力容器に戻す電動式の冷却系（崩壊熱除熱系）などを備えている。しかし、例えば全交流電源喪失が長期間続くような非常時には、電動式の冷却系が使用できなくなる。そのため、例えば、改良型沸騰水型軽水炉では、蒸気圧を駆動力として原子炉圧力容器内に水を供給して冷却する隔離時冷却系などを備えている。

また、原子炉格納容器の除熱を目的として、冷却水貯蔵タンク内の冷却水をその自重によって供給し、原子炉格納容器を外側から冷却する方法が開示されている（例えば、特許文献１参照）。特許文献１に記載の従来技術では、原子炉格納容器の上方に冷却水貯蔵タンクが配置されており、この貯蔵タンク内の水が自重によって散水管を流れ、原子炉格納容器の上部に散水されるようになっている。

特開２０１０−２３６８８５号公報

特許文献１に記載の従来技術は、原子炉格納容器の除熱を目的として、原子炉格納容器を外側から冷却する方法であるが、これに代えて、原子炉圧力容器の除熱を目的として、原子炉圧力容器を外側から冷却する方法が考えられる。具体的には、例えば図６で示すように、冷却水貯蔵プール４内の冷却水が自重によって配管１５Ａを流れ、原子炉格納容器３内に供給されて、原子炉圧力容器１を外側から冷却する方法が考えられる。また、例えば図７で示すように、冷却水貯蔵プール４内の冷却水が自重によって配管１５Ｂを流れ、スプリンクラー１６により原子炉圧力容器１の上部に散水されて、原子炉圧力容器１を外側から冷却する方法が考えられる。

しかし、例えば図６で示すように原子炉格納容器３内に冷却水を供給する方法では、原子炉圧力容器１の冷却を開始するまでに、大量の冷却水を供給しなければならない。すなわち、例えば原子炉圧力容器１と生体遮蔽壁２との間に冷却水を溜めることができない構造（言い換えれば、原子炉圧力容器１の下側に水が漏れる構造）では、原子炉圧力容器１の下側の空間に冷却水が満たされてその水位が原子炉圧力１の底部に達するまで冷却水を供給し、その後、冷却水をさらに供給しなければ原子炉圧力容器１を冷却することができない。また、例えば原子炉圧力容器１と生体遮蔽壁２との間に冷却水を溜めることができる構造であっても、生体遮蔽壁２の外側の空間に冷却水が満たされてその水位が生体遮蔽壁２の上端に達するまで冷却水を供給し、その後、冷却水をさらに供給しなければ原子炉圧力容器１を冷却することができない。そのため、冷却水を無駄に使用することになる。

また、例えば図７で示すように原子炉圧力容器１の上部に散水する方法では、原子炉圧力容器１の発熱状態に応じて散水を自動的に中断・再開するか若しくは散水量を自動的に調節する手段がない。そのため、冷却水を無駄に使用する可能性がある。

本発明の目的は、受動的な駆動力によって冷却水を無駄なく使用し、原子炉圧力容器を長期的に冷却することができる原子炉を提供することにある。

上記目的を達成するために、本発明は、原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器の外周側に間隔を介して設けられた生体遮蔽壁とを備え、前記原子炉圧力容器と前記生体遮蔽壁との間に冷却水を溜めることが可能な原子炉において、前記原子炉圧力容器より上方に位置する冷却水貯蔵プールと、前記冷却水貯蔵プール内の冷却水をその自重によって前記原子炉圧力容器と前記生体遮蔽壁との間に注水可能な注水配管と、前記注水配管に設けられ、前記冷却水貯蔵プール内の冷却水を前記原子炉圧力容器と前記生体遮蔽壁との間に注水する場合に開く起動弁と、前記注水配管に設けられ、前記原子炉圧力容器と前記生体遮蔽壁との間に溜められた冷却水の水位に応じて開閉するフロート弁とを備え、前記フロート弁は、前記原子炉圧力容器と前記生体遮蔽壁との間に溜められた冷却水の水位が予め設定された設定値以上である場合に閉じ、前記設定値未満である場合に開くことを特徴とする。

このような本発明においては、非常時に起動弁を開くと、冷却水貯蔵プール内の冷却水が自重によって注水配管を流れ、原子炉圧力容器と生体遮蔽壁との間に注水される。これにより、原子炉圧力容器と生体遮蔽壁との間に冷却水を溜めることができ、原子炉圧力容器を外側から冷却することができる。また、原子炉圧力容器と生体遮蔽壁との間に溜められた冷却水の水位に応じて、フロート弁が開閉する。すなわち、電動手段を用いることなく、原子炉圧力容器の発熱状態に応じて注水を自動的に中断することができる。したがって、受動的な駆動力によって冷却水を無駄なく使用し、原子炉圧力容器を長期的に冷却することができる。

本発明によれば、受動的な駆動力によって冷却水を無駄なく使用し、原子炉圧力容器を長期的に冷却することができる。

本発明の一実施形態における原子炉の概略構造を表す図である。本発明の一実施形態における開閉弁の概略構造を表す図である。本発明の第１の変形例における原子炉の概略構造を表す図である。本発明の第２の変形例における原子炉の概略構造を表す図である。本発明の第３の変形例における原子炉の概略構造を表す図である。第１の比較例における原子炉の概略構造を表す図である。第２の比較例における原子炉の概略構造を表す図である。

本発明の一実施形態を、図１及び図２により説明する。図１は、本実施形態における原子炉の概略構造を表す図である。図２は、本実施形態におけるフロート弁の概略構造を表す図である。

原子炉（例えば改良型沸騰水型軽水炉）は、炉心１を内蔵する原子炉圧力容器２と、この原子炉圧力容器２の外周側に間隔（例えば約１ｍ）を介して設けられた生体遮蔽壁３と、これら原子炉格納容器２及び生体遮蔽壁３などを内包する原子炉格納容器４と、この原子炉格納容器４の外側であって原子炉圧力容器２より上方に位置するように設置された冷却水貯蔵プール５（詳細には、例えば使用済み燃料プール又はドライヤー保管プール）とを備えている。なお、冷却水貯蔵プール５には、冷却水が貯蔵されている。

原子炉圧力容器２と生体遮蔽壁３との間には底部（詳細には、原子炉圧力容器２の支持部であって、貫通孔等が形成されていないもの）が設けられており、原子炉圧力容器２と生体遮蔽壁３との間に冷却水を溜めることが可能となっている。そこで、冷却水貯蔵プール５内の冷却水を、その自重を利用して、原子炉圧力容器２と生体遮蔽壁３との間に注水するための注水配管６が設けられている。この注水配管６は、原子炉格納容器４を貫通しており、一端側が冷却水貯蔵プール５の下部に接続され、他端側が原子炉圧力容器２と生体遮蔽壁３との間に注水可能な位置まで延在している。

注水配管６には、手動式の起動弁７と、フロート弁８（スライダー弁）とが設けられている。起動弁７は、原子炉格納容器３の外側に位置し、通常、閉じている。そして、非常時に起動弁７を開くことにより、冷却水貯蔵プール５内の冷却水を、原子炉圧力容器２と生体遮蔽壁３との間に注水することが可能になっている。なお、起動弁７の動力源としての電源を一時的でも確保できるのであれば、起動弁７を電動式としてもよい。

フロート弁８は、原子炉圧力容器２と生体遮蔽壁３との間に溜められた冷却水の水位に応じて上下動するフロート９と、このフロート９にリンク機構１０を介して連結され、フロート９の上下動に応じてスライドする弁体１１と、この弁体１１によって開閉する弁座１２とを有している。そして、例えば図２（ａ）で示すように、原子炉圧力容器２と生体遮蔽壁３との間に溜められた冷却水の水位が設定値Ｈ（詳細には、例えば生体遮蔽壁３の上端に相当する水位より若干低くなるように、予め設定された設定値）未満になると、フロート９が下がり、弁体１２が上流側（図中上側）にスライドして、弁座１２が開く。一方、例えば図２（ｂ）で示すように、原子炉圧力容器２と生体遮蔽壁３との間に溜められた冷却水の水位が設定値Ｈ以上になると、フロート９が上がり、弁体１１が下流側（図中下側）にスライドして、弁座１２が閉じるようになっている。

次に、本実施形態の動作及び作用効果を説明する。

例えば炉心１の温度が上昇して、原子炉圧力容器２を冷却しなければならない事態となった場合に、起動弁７を開く。最初は、原子炉圧力容器２と生体遮蔽壁３との間に冷却水が満たされていないから（すなわち、冷却水の水位が設定値Ｈ未満であるから）、フロート弁８が開いている。これにより、冷却水貯蔵プール５内の冷却水が自重によって注水配管６を流れ、原子炉圧力容器２と生体遮蔽壁３との間に注水される。したがって、原子炉圧力容器２と生体遮蔽壁３との間に冷却水を溜めることができ、原子炉圧力容器２を外側から冷却することができる。

そして、原子炉圧力容器２と生体遮蔽壁３との間に溜められた冷却水の水位が上昇して設定値Ｈに達すると、フロート弁８が自動的に閉じて、注水が止まる。その後、原子炉圧力容器２と生体遮蔽壁３との間に溜められた冷却水の一部が原子炉圧力容器２から熱を奪うことで蒸発し、冷却水の水位が低下して設定値Ｈ未満になると、フロート弁８が自動的に開いて、注水が再開する。すなわち、電動手段を用いることなく、原子炉圧力容器１の発熱状態に応じて注水を自動的に中断・再開することができる。

したがって、本実施形態においては、受動的な駆動力によって冷却水を無駄なく使用し、原子炉圧力容器１を長期的に冷却することができる。

なお、上記一実施形態においては、注水配管６に手動式（又は電動式）の起動弁７を設けた場合を例にとって説明したが、これに限られず、例えば図３で示すように、原子炉格納容器４内に位置して、周囲の温度（すなわち、原子炉格納容器４内の温度）が予め設定された設定値以上であるときに自動的に開く熱動式の起動弁７Ａを設けてもよい。このような変形例においては、例えば電動式の起動弁を設けた場合とは異なり、全交流電源が喪失されていても開くことができ、冷却機能の信頼性を高めることができる。また、例えば手動式の起動弁を設けた場合と比べ、原子炉格納容器４内の温度が上昇したときに冷却水の注水を素早く開始することができる。

また、上記一実施形態及び変形例においては、特に、説明しなかったが、例えば図４で示すように、注水配管６におけるフロート弁８の上流側に逆止弁１３を設け、冷却水貯蔵プール５側への逆流を防止してもよい。このような変形例においては、例えば冷却水貯蔵プール５内の冷却水が尽きた場合に、原子炉格納容器４内の空気が冷却水貯蔵プール５側に流れるのを防止することができる。

また、上記一実施形態及び変形例においては、特に、説明しなかったが、例えば図５で示すように、外部から冷却水貯蔵プール５に冷却水を補給する補給経路１４を設けてもよい。このような変形例においては、冷却水貯蔵プール５に冷却水を補給でき、原子炉圧力容器２をさらに長期的に冷却することができる。

１炉心
２原子炉圧力容器
３生体遮蔽壁
５冷却水貯蔵プール
６注水配管
７，７Ａ起動弁
８フロート弁
１３逆止弁
１４補給経路

Claims

炉心を内蔵する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器の外周側に間隔を介して設けられた生体遮蔽壁とを備え、前記原子炉圧力容器と前記生体遮蔽壁との間に冷却水を溜めることが可能な原子炉において、
前記原子炉圧力容器より上方に位置する冷却水貯蔵プールと、
前記冷却水貯蔵プール内の冷却水をその自重によって前記原子炉圧力容器と前記生体遮蔽壁との間に注水可能な注水配管と、
前記注水配管に設けられ、前記冷却水貯蔵プール内の冷却水を前記原子炉圧力容器と前記生体遮蔽壁との間に注水する場合に開く起動弁と、
前記注水配管に設けられ、前記原子炉圧力容器と前記生体遮蔽壁との間に溜められた冷却水の水位に応じて開閉するフロート弁とを備え、
前記フロート弁は、前記原子炉圧力容器と前記生体遮蔽壁との間に溜められた冷却水の水位が予め設定された設定値以上である場合に閉じ、前記設定値未満である場合に開くことを特徴とすることを特徴とする原子炉。
請求項１に記載の原子炉において、
前記起動弁は、周囲の温度が予め設定された設定値以上であるときに自動的に開く熱動式のものであることを特徴とする原子炉。
請求項１又は２に記載の原子炉において、
前記注水配管に設けられ、前記冷却水貯蔵プール側への逆流を防止する逆止弁を備えたことを特徴とする原子炉。
請求項１〜３のいずれか１項に記載の原子炉において、
外部から前記冷却水貯蔵プールに冷却水を補給する補給経路を備えたことを特徴とする原子炉。