JP2013127465A - 沸騰水型原子炉用の代替的なサプレッションプール冷却のための方法及び装置 - Google Patents

Abstract

【課題】沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）型原子炉のサプレッションプール用の代替的な冷却システムをもたらすための方法及び装置を提供する。
【解決手段】冷却システムは、従来の残留熱除去システム及びポンプ用に通常のプラント電力が利用できないプラント事故の場合に、サプレッションプールを冷却するように操作される。冷却システムは、残留熱除去システムを介してサプレッションプールの冷却を補助するために使用することもできる。冷却システムは、プラントの緊急事態の間には最適な遠隔位置から操作及び制御される。
【選択図】図１

Description

例示的な実施形態は、概略的には、原子炉に関し、より具体的には、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）型原子炉のサプレッションプール用の代替的な冷却システムのための方法及び装置に関する。冷却システムは、プラント電力を中断させ、又は他にはサプレッションプールの通常の冷却を阻害する、プラントの緊急事態が起こった場合に、特に効果的である可能性がある。冷却システムは、従来の残留熱除去システムを補助するために、サプレッションプールでこの冷却システムを使用することもできる。

図１は、従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）原子炉建屋５の断面図である。サプレッションプール２は、原子炉建屋１次格納施設の一部分である円環状のプールである。具体的には、サプレッションプール２は、原子炉建屋５のシェル４内に配置される鋼製１次格納容器３の延長部分である。サプレッションプール２は、原子炉１及び使用済燃料プール１０よりも下に配置され、一定の事故の間、格納施設圧力の増加を制限するために使用される。サプレッションプール２は、具体的には、プラント事故の間に放出される蒸気を冷却し、凝縮させるために使用される。例えば、多くのプラント安全／調整バルブは、蒸気を凝縮させ、望ましくない圧力増加を軽減するために、蒸気をサプレッションプール２内に放出するように設計される。通常、ＢＷＲサプレッションプール２は、全体直径（すなわち配置図直径）が約１４０フィート（４２．６７ｍ）であり、３０フィート（９．１４４ｍ）の直径の円環状シェルを有する。通常運転の間、サプレッションプール２は、通常、プール内の約１５フィート（４．５７２ｍ）の深さにサプレッションプール水を有する（通常運転の間、サプレッションプール２内に約１，０００，０００ガロン（３．７８５ｘ１０⁶リットル）のサプレッションプール水を有する）。

プール２は、通常、ＢＷＲプラントの残留熱除去（ＲＨＲ）システムにより浄化及び冷却される。通常（非事故）プラント状態の間、ＲＨＲシステムは、水中に含まれる可能性がある不純物及びいくつかの放射性同位体を除去するために、（従来のＲＨＲポンプを使用して）サプレッションプール２から水を除去し、純水装置（図示せず）を通して水を送ることができる。プラント事故の間、ＲＨＲシステムは、冷却するために、サプレッションプール２からサプレッションプール水を多少除去し、この水を熱交換器（ＲＨＲシステム内）に送るようにさらに設計される。

重大なプラント事故の間、通常のプラント電力が中断する可能性がある。具体的には、プラントは、従来のＲＨＲシステム及びポンプを運転する通常の電力がない場合がある。電力が長期にわたって中断すれば、サプレッションプール内の水は、最後には沸騰し、また、プラント蒸気を凝縮させ、格納施設圧力を低減するサプレッションプールの能力を阻害する可能性がある。

プラントの緊急事態では、ＲＨＲシステムの使用により、高放射性の水（許容設計限度を超える）が、サプレッションプールとＲＨＲシステム（１次格納施設の外側に配置される）との間を輸送される可能性がある。サプレッションプールとＲＨＲシステムとの間の高放射性の水の輸送により、それ自体、サプレッションプールから流出する可能性がある有害な放射性同位体の漏れが増大する可能性がある。それに加えて、ＲＨＲシステムの領域の線量率は、事故の間は極めて高く、プラント作業員がシステムに接近し、それを制御するのを難しくする可能性がある。

米国法定発明登録第Ｈ０００６２７号明細書

例示的な実施形態は、サプレッションプール用の代替的な冷却システムをもたらすための方法及び装置を提供する。冷却システムは、環境に危険をもたらさない、単段又は多段の貫流式熱交換器とすることができる。冷却システムは、従来のＲＨＲシステム及びポンプを運転するのに通常のプラント電力が利用できないプラント事故の場合でも、サプレッションプールを冷却するように操作することができる。冷却システムは、重大なプラント事故の間、ＲＨＲシステムが依然として機能する場合には、従来のＲＨＲシステムを単に補助するために使用することもできる。冷却システムは、プラントの緊急事態の間には最適な遠隔位置から操作及び制御することができる。

例示的な実施形態の上述及び他の特徴及び利点は、添付の図面を参照して例示的な実施形態を詳細に説明することにより、より明らかになるであろう。添付の図面は、例示的な実施形態を表すものとし、特許請求の範囲の目的範囲を制限するものと解釈すべきでない。添付の図面は、はっきりと断らない限り、原寸に比例して描かれたものとみなすべきでない。

従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）型原子炉建屋の断面図である。 例示的な実施形態によるサプレッションプールの俯瞰図である。 例示的な実施形態による、サプレッションプールを冷却する方法のフローチャートである。

詳細な例示的実施形態を本明細書に開示する。しかし、本明細書に開示する特定の構造的及び機能的な詳細は、例示的な実施形態を説明するために表されているにすぎない。しかし、例示的な実施形態は、多くの代替形式において実施することができ、本明細書に説明する実施形態のみに限定されるものと解釈すべきでない。

したがって、例示的な実施形態には様々な変更及び代替形式があるが、その実施形態を図面に例として示し、それを本明細書に詳細に説明する。しかし、例示的な実施形態を開示する特定の形式に限定する意図はなく、それとは反対に、例示的な実施形態は、例示的な実施形態の範囲内に入る、全ての変更形態、均等物、及び変形形態を保護するものとすることを理解されたい。図の説明を通して、同様の番号は、同様の要素を指す。

用語第１、第２などは、様々な要素を説明するために本明細書に使用する可能性があるが、これらの要素を、これらの用語により限定すべきでないことが理解されよう。これらの用語は、ある要素を別の要素と区別するために使用するにすぎない。例えば、例示的な実施形態の範囲から逸脱することなく、第１の要素を第２の要素と呼ぶことができ、同様に、第２の要素を第１の要素と呼ぶことができる。本明細書に使用するように、用語「及び／又は」は、１つ又は複数の関連する記載項目の任意の組合せ及び全ての組合せを含む。

ある要素を他の要素に「接続」又は「結合」するというとき、ある要素を他の要素に直接、接続又は結合するか、又は、介在する要素が存在する可能性があることが理解されよう。それとは対照的に、ある要素を他の要素に「直接接続」又は「直接結合」するというとき、介在する要素は存在しない。要素間の関係を説明するのに使用する他の語を、同様に（例えば、「間に」に対する「間に直接」、「隣接して」に対する「直接隣接して」など）、解釈すべきである。

本明細書に使用する専門用語は、特定の実施形態のみを説明するためのものであり、例示的な実施形態を限定するものではない。本明細書に使用するように、単数形「１つの（ａ）」、「１つの（ａｎ）」、及び「その（ｔｈｅ）」は、文脈が別途はっきりと示さなければ、複数形も含むものとする。用語「備える（ｃｏｍｐｒｉｓｅｓ）」、「備える（ｃｏｍｐｒｉｓｉｎｇ）」、「含む（ｉｎｃｌｕｄｅｓ）」、及び／又は「含む（ｉｎｃｌｕｄｉｎｇ）」は、本明細書に使用する際、特定の特徴、整数、ステップ、動作、要素、及び／又は部品の存在を明確化するが、１つ又は複数の他の特徴、整数、ステップ、動作、要素、部品、及び／又はそれらの群の存在又は追加を除外しないことがさらに理解されよう。

いくつかの代替的な実施形態では、示した機能／動作は、図に示した順序通りに起こらない可能性があることにも留意されたい。例えば、連続的に示す２つの図は、実際は、ほぼ同時に実施される場合があり、又は、時として、含まれる機能／動作に応じて逆の順序で実施される場合がある。

図２は、例示的な実施形態によるサプレッションプール２の俯瞰図である。冷却システム２０は、サプレッションプール２自体から水を除去することを必要とすることなく、（サプレッションプール２内に）現場用の熱交換器を提供することができる。冷却システム２０は、サプレッションプール２を通して冷却水流を供給する冷却管２６を含むことができる。冷却管２６は、サプレッションプール２内に単段貫流式熱交換器を提供するために、単一の冷水入口２２及び単一の温水出口２４を含むことができる。単段貫流式冷却システム２０の利点は、冷却管２６を通って流れる水の１ガロン（３．７８５リットル）当りに最大量の熱を交換することができるので、効率の上昇を含む。或いは、単段貫流式冷却システム２０（図２に示す）の代わりに、多段冷却システム２０（図示せず）を使用することができる。多段冷却システム２０は、それぞれを図２の単段冷却システム２０と同じにすることができる、冷却管２６の複数の単段通路を含むことができる。

サプレッションプール２から冷却管２６内への放射線漏れの可能性を軽減することを助けるために、冷却管２６を通って流れる冷却水の圧力は、サプレッションプール２内の水の圧力よりも高く維持することができる。サプレッションプールは、約１気圧の通常運転圧力を有する。しかし、サプレッションプール２は、プラント事故の間には、約５８ｐｓｉｇ（３．９４８気圧（ゲージ圧））の圧力に達するように設計される。したがって、冷却管２６を通って流れる流体の圧力は、控えめにみても、サプレッションプール２の設計圧力を超える約２０ｐｓｉｇ（１．３６１気圧（ゲージ圧））の圧力に維持される可能性がある。冷却管２６内の圧力をサプレッションプール２の圧力よりも高く維持することにより、冷却管２６内のいかなる漏れであっても、管２６内の冷却水をサプレッションプール２内に漏らし（サプレッションプール２内の水を冷却管２６内に漏らすのと対照的に）、このことにより、高放射性の水が温水出口２４を通してサプレッションプール２から流出する可能性が低減される可能性がある。

冷却管２６の圧力をサプレッションプール２内の水の圧力よりも高く維持する（放射線漏れの可能性を軽減するために）ことに加えて、放射線モニタ２８を温水出口２４の管上に配置することもできる。放射線モニタ２８は、サプレッションプール２からの放射線漏れが確実に起こらないようにするために、プール２から流出する冷却水の放射線レベルを測定することができる。

冷却管２６を通して冷却水を送り出すために、専用の冷却システムポンプ３０を使用することができる。ポンプ３０は、重大なプラントの緊急事態の場合に利用できない可能性がある通常のプラント電力に確実に依存しないようにするために、バックアップ用のディーゼル発電機５８により動作し、又はディーゼルエンジン５８により直接駆動することができる。ポンプ３０のサイズは、サプレッションプール２のサイズに応じて変化する可能性がある。ポンプ３０のサイズは、ＲＨＲシステム故障の場合にサプレッションプール２の温度を上げる可能性がある最悪の事故における設計計算に基づいて、変化する可能性もある。ほとんどのＢＷＲ構造におけるプラント事故を軽減するために、ポンプ３０は、約３００ガロン／分（１１３５．５リットル／分）の冷却水流量を供給することができる。冷却水流量がより増加することにより、冷却システム２０の効率の低下を代償として、交換される熱量は増加することを理解されたい。

通常、ＢＷＲ原子力プラント内で利用できる、従来の緊急用携帯型ポンプ（図示せず）を冷却システムポンプ３０として使用することができることに留意されたい。単段貫流式冷却管２６を使用すれば、単一のポンプ３０で十分である可能性がある。多段冷却管２６を使用すれば、冷却管２６の各段に単一のポンプ３０を使用する可能性がある（すなわち、多段構成部は、図２に示すものと同様の複数の冷却システム２０を含むことができる）。

冷却システムポンプ３０を使用する代わりに、冷却管２６を通る冷却水の重力排水を実施することができる。冷却管２６を通る冷却水の重力排水は、システムを使用するのにポンプ電力を必要としないので、冷却システム２０の安全性レベルを向上させる。しかし、そうした構成は、冷却水源５０をサプレッションプール２のプラントの高さを超える高さに配置する必要がある。冷却水源５０は、海、川、大きい屋外の水域、又は水源を含む人工構造体とすることができる。その際、温水出口２４は、サプレッションプール２のプラントの高さよりも下の高さの排水部５２の位置に排出する必要がある。排水部５２は、排水を集めるために使用する、屋外の水域又は人工構造体とすることもできる。

冷却システム２０に、重力排水又は冷却システムポンプ３０のいずれを使用しても、システム２０に関する全ての制御装置（コントローラ５８を参照のこと）は、プラント作業員の安全性を考えて、サプレッションプール２から離れた遠隔位置６０に配置することができる。すなわち、ポンプ３０の位置、入口／出口バルブ３２ａ／３２ｂ（バルブを手動で操作しないとき）、及び放射線モニタ２８の位置は、サプレッションプール２から離して配置することができる。同様に、冷却管２６を通る水流を制御するのに使用する入口バルブ３２ａ（冷水入口２２上）及び／又は出口バルブ３２ｂ（温水出口２４上）は、サプレッションプール２から離れた位置に配置することができる（特にバルブ３２ａ／３２ｂを手動で操作する場合）。これは、プラント作業員が、事故状況の間にサプレッションプール２の近くに存在する可能性がある高レベルの可能性がある放射線に曝されることなく、システム２０を確実に安全に操作することができるようにするためである。

冷却管２６の構成部は、図２に示すように、サプレッションプール２を通る単一のループを含むことができる。或いは、冷却管２６は、プールを通る追加のループ又は「蛇」状の構成部（図示せず）を含む可能性がある、他の構成部を含むことができる。冷却管２６は、管２６とサプレッションプール２内の水との間の熱交換容量を増大させるために、フィン付きとすることができ、又は別途、管２６の表面積を最大化するように構成することができる。それに加えて、冷却システム管２６は、サプレッションプール２内の冷却管２６と水との間で交換される熱を増加させることもできる、冷却水管の枝管を含むことができる。分枝した冷却システム管２６は、サプレッションプール２以外のプラント領域に曝される冷却管２６の量を低減するために、単一の冷水入口２２及び単一の温水出口２４を依然として有することができる。単一の冷水入口２２及び単一の温水出口２４の構成は、原子炉建屋の２次格納施設に必要な貫通部の数を低減することにより、プラントの他の領域への放射線漏れの可能性をさらに低減することができる。

サプレッションプール２内の冷却管２６の高さは、事故状態及び非事故状態のどちらの間でも、冷却管がサプレッションプール水中に十分沈むように十分低くすべきである。さもなければ、冷却システム２０は、サプレッションプール２と熱交換する際に効果的でない可能性がある。より効果的な熱交換のために、冷却管２６は、サプレッションプール２の最低の高さにも配置すべきでない。管２６をサプレッションプール２の床から離して配置することにより、自然対流を形成することができる。具体的には、より温かいサプレッションプール２の水（管２６の下にある）が上昇し、沈降する冷水と置き換わることができるので、冷却管２６は、プール２の底に沈む可能性がある、サプレッションプール２内の冷水を生成することができる。この自然対流は、冷却システム２０の効率を増大させることができる。依然として冷却管２６をサプレッションプールの液体レベルよりも下に配置しながら自然対流を確保するために、冷却管は、サプレッションプール２の底面部よりも約４フィート（１．２１９ｍ）上の高さに配置することができる。

冷却管２６は、追加支持用に、固定装置５４を使用して、プール２の壁に固定することができる。冷却管２６は、プラント事故が起こる前に冷却システム２０を確実に適当な位置に配置するようにするために、ＢＷＲプラント運転の前に設置することができる。或いは、冷却システム２０は、改造システムとして設置することができる。

冷却システム２０は、プラント事故状況以外の期間に使用することができることを理解されたい。例えば、冷却システム２０は、余分の温度設計余裕を有するサプレッションプールシステムを提供するために、ＲＨＲシステムを介してサプレッションプールの通常の冷却を単に補助するのに使用することができる。冷却システム２０用の冷却水供給温度は、システム性能に影響を及ぼすことも理解されたい。すなわち、冷却システム２０は、より冷たい供給冷却水を使用すれば、より効果的かつ効率的になる。

図３は、例示的な実施形態による、サプレッションプールを冷却する方法のフローチャートである。方法ステップＳ４０に示すように、冷却管２６をサプレッションプール２に挿入することができる。ステップＳ４２に示すように、冷却水源からの冷却水は、冷却管２６を通って流れることができる。ステップＳ４４に示すように、冷却管２６内の冷却水は、サプレッションプール２内の水の圧力を超える圧力に維持することができる。冷却管内の冷却水は、サプレッションプール２内の水の温度未満の温度に維持することもできる。

上述のように、例示的な実施形態を説明してきたが、同じものを様々に変形できることは明らかである。そうした変形形態は、意図する技術的思想、及び例示的な実施形態の範囲から逸脱するものとみなすべきでなく、当業者には明らかな全ての変更は、以下の特許請求の範囲の範囲内に含まれるものとする。

１ 原子炉
２ サプレッションプール
３ １次格納容器
４ シェル
５ 原子炉建屋
１０ 使用済燃料プール
２０ 冷却システム
２２ 冷水入口
２４ 温水出口
２６ 冷却管
２８ 放射線モニタ
３０ ポンプ
３２ａ 入口バルブ
３２ｂ 出口バルブ
５０ 冷却水源
５２ 排水部
５４ 固定装置
５６ ディーゼル発電機
５８ コントローラ
６０ 遠隔位置
Ｓ４０ 冷却管をサプレッションプールに挿入する
Ｓ４２ 冷却管を通して冷却水を流す
Ｓ４４ サプレッションプールを超える圧力及びサプレッションプール未満の温度に冷却水を維持する

Claims (19)

1. 沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）のサプレッションプールを冷却する方法であって、
   前記サプレッションプール内の水よりも低い温度を有する冷却水を冷却管を通して流すことにより、前記サプレッションプールから熱を除去するステップを含む、方法。
2. 前記冷却管に単一の入口管及び単一の出口管を取り付けるステップであって、前記入口及び出口管は前記サプレッションプールの範囲を超えて延びる、ステップをさらに含む、請求項１記載の方法。
3. 前記冷却管内の前記冷却水の圧力を前記サプレッションプールの水の圧力よりも高く維持するステップをさらに含む、請求項２記載の方法。
4. 前記冷却管の一部分を前記サプレッションプールの底面部よりも上で、前記サプレッションプールの液体レベルよりも下に配置することにより、前記サプレッションプール内に自然対流をもたらすステップをさらに含む、請求項２記載の方法。
5. 前記入口管を水源に流体的に接続するステップと、
   ポンプを前記入口管に接続するステップと、
   バックアップ用のディーゼル発電機を前記ポンプに電気的に接続するステップとをさらに含む、請求項２記載の方法。
6. 前記ポンプ及び前記ポンプ用の全ての制御装置を、前記サプレッションプールから離れた位置に配置するステップをさらに含む、請求項５記載の方法。
7. 前記サプレッションプールの液体レベルよりも上の高さに配置された水源に前記入口管を流体的に接続するステップと、
   前記サプレッションプールよりも下の高さに配置された排水位置に前記出口管を流体的に接続するステップとをさらに含む方法であって、
   前記冷却管を通る前記冷却水の流れは、重力排水により起こる、請求項２記載の方法。
8. 冷却管の一部分に枝管及びフィンを設けるステップをさらに含む、請求項２記載の方法。
9. 前記冷却管の一部分を前記サプレッションプールの壁に固定するステップをさらに含む、請求項２記載の方法。
10. 第２の冷却管を前記サプレッションプールに挿入するステップと、
    前記第２の冷却管を通して冷却水を流すことにより、前記サプレッションプールからさらに熱を除去するステップであって、前記冷却水は前記サプレッションプールの水よりも低い温度を有する、ステップとをさらに含む、請求項２記載の方法。
11. 沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）のサプレッションプールを冷却するシステムであって、
    その一部分が前記サプレッションプールの予想液体レベルよりも下に配置された冷却管を含むシステムにおいて、
    前記冷却管は、前記サプレッションプールの水よりも圧力が高く、温度が低い、前記冷却管を通る冷却水流を供給するように構成される、システム。
12. 前記冷却管に取り付けられた単一の入口管と、
    前記冷却管に取り付けられた単一の出口管とをさらに含むシステムであって、
    前記入口及び出口管は前記サプレッションプールの範囲を超えて延びる、請求項１１記載のシステム。
13. 前記入口管に接続されたポンプと、
    前記ポンプに電気的に接続されたバックアップ用のディーゼル発電機とをさらに含む、請求項１２記載のシステム。
14. 前記ポンプに電気的に接続された制御装置をさらに含む、システムであって、
    前記ポンプ及び前記ポンプ用の前記制御装置は、前記サプレッションプールから離れた位置に配置される、請求項１３記載のシステム。
15. 前記入口管に流体的に結合し、前記サプレッションプールの予想液体レベルよりも上の高さに配置された水源と、
    前記サプレッションプールよりも下の高さに配置された排水点とをさらに含む、請求項１２記載のシステム。
16. 前記冷却管は、枝管及びフィンを含む、請求項１２記載のシステム。
17. 前記冷却管を支持するために、前記サプレッションプールの壁に接続された１つ又は複数の固定装置をさらに含む、請求項１２記載のシステム。
18. その一部分が前記サプレッションプールの前記液体レベルよりも下に配置された第２の冷却管をさらに含む、システムであって、
    前記第２の冷却管は、前記サプレッションプールの水よりも圧力が高く、温度が低い、前記冷却管を通る冷却水流を供給するように構成される、請求項１２記載のシステム。
19. 沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）のサプレッションプールを冷却するシステムであって、
    原子炉建屋内に配置された前記サプレッションプールと、
    前記原子炉建屋内に配置された使用済燃料プールと、
    その一部分が前記サプレッションプールの予想液体レベルよりも下に配置された冷却管とを含むシステムにおいて、
    前記冷却管は、前記サプレッションプールの水よりも圧力が高く、温度が低い、前記冷却管を通る冷却水流を供給するように構成される、システム。

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