JP2013195383A

JP2013195383A - 原子炉格納容器冷却装置および原子炉施設の運用方法

Info

Publication number: JP2013195383A
Application number: JP2012066052A
Authority: JP
Inventors: Toshimi Tobimatsu; 敏美飛松; Mika Tawara; 美香田原; Tomohisa Kurita; 智久栗田; Yasuki Kitajima; 靖己北島; Masato Yamada; 雅人山田; Kazuyoshi Aoki; 一義青木; Mitsuo Komuro; 三男小室; Shun Suzuki; 崚鈴木; Keiji Matsumoto; 圭司松本
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 2012-03-22
Filing date: 2012-03-22
Publication date: 2013-09-30

Abstract

【課題】原子炉事故時において原子炉および原子炉格納容器の長期の減圧・除熱を行うことができる受動的な原子炉格納容器冷却装置を提供する。
【解決手段】原子炉格納容器冷却装置は、原子炉格納容器３の外側に配置されて原子炉事故時に原子炉格納容器３内に放出された原子炉冷却材蒸気を凝縮させる熱交換器２０と、原子炉格納容器３の外側に配置されて原子炉運転時に熱交換器２０の伝熱管を収容し定期検査時に炉内構造物を仮置きするが伝熱管が原子炉運転中の状態のままでは炉内構造物を受け入れるスペースを有しない機器仮置プール７と、原子炉格納容器３から熱交換器２０に原子炉冷却材蒸気を導く蒸気供給管３１と、熱交換器２０から原子炉格納容器３に不凝縮ガスを導く不凝縮ガスベント管３２と、熱交換器２０から原子炉格納容器３に凝縮水を導く凝縮水ドレン管３３とを備える。
【選択図】図１

Description

本発明は、原子炉事故時に対応した原子炉格納容器冷却装置および原子炉施設の運用方法に関する。

原子力プラントにおいて原子炉冷却系配管の破断又は自動減圧装置の減圧弁の開放等により原子炉冷却材が原子炉格納容器内へ放出されるような事故（以下「原子炉事故」という。）が発生した場合、原子炉冷却材が高温の蒸気となって放出され、原子炉格納容器内の圧力が上昇する。

従来、圧力上昇を抑制し原子炉格納容器の健全性を確保するため、発生した蒸気を原子炉格納容器内の圧力抑制プールに誘導し凝縮させる方法や、原子炉格納容器の上部から格納容器スプレイにより内部に散水し、蒸気を凝縮させる方法が知られている。

これらの方法では、圧力抑制プール内の冷却水やスプレイ水に蓄積された熱は熱交換器を介して最終的に外部へ放出されており、このために、ポンプ等の動的機器が使用されている。

近年、安全系の信頼性向上を図るために、特許文献１には、原子炉格納容器内の圧力抑制方法についても、動的なポンプなどを非常用炉心冷却系として用いた原子力プラントに静的格納容器冷却系を併用する技術が開示されている。

また、特許文献２には、原子炉格納容器の内部又は外部にアイソレーションコンデンサ（ＩＣ）や静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）を設け、重力などの自然に存在する受動的な力を駆動力として格納容器の除熱を行う技術が開示されている。

特開平８−２０１５５９号公報特開２００９−７４９８０号公報

上述した受動的な駆動力を利用した冷却装置を既設炉に設置する場合には、アイソレーションコンデンサ用のアイソレーションコンデンサプールやＰＣＣＳ用のＰＣＣＳ冷却プールを新設するか、既存の燃料プールあるいは機器仮置プールを使って静的格納容器冷却装置を設置することも考えられる。

受動的な駆動力を利用した冷却装置では、配管長が長くなることによる圧力損失の増加が冷却性能の低下の要因となることから、冷却プールは格納容器の近傍に設け、冷却装置への蒸気供給配管長をなるべく短くする必要がある。

しかし、既設炉に冷却プールを新設する場合には設置スペースが限られており、格納容器近傍に設置することは困難である。燃料交換のために格納容器上部に設けられている燃料プールを利用する場合には、プール水の沸騰によって使用済み燃料の冷却性に問題が生じる可能性がある。そこで、隣接の機器仮置プールを使用することが考えられる。

しかしながら、プラントの定期検査時には炉内構造物等の機器が仮置きされるため、その期間は静的格納容器冷却装置を他の場所に移動する必要がある。静的格納容器冷却装置は、蒸気配管とガスベント管、凝縮水ドレン配管によって原子炉格納容器の内部と接続されている。したがって、静的格納容器冷却装置を移動する際には、これらの配管をその都度、つなぎなおす必要がある。

たとえば、静的格納容器冷却装置を６台設置する場合には、１台につき３箇所の配管、６台分で計１８箇所の配管接続が必要であり、定検期間の延長の要因となる。また、接続箇所が多いことにより接続ミスによって原子炉事故時にリークが発生するリスクが増加する。

本発明は上記課題を解決するためになされたものであり、原子炉事故時において原子炉および原子炉格納容器の長期の減圧・除熱を行うことができる受動的な原子炉格納容器冷却装置および原子炉施設の運用方法を提供することを目的とする。

上述の目的を達成するため、本発明は、原子炉事故時に原子炉格納容器を保護するための原子炉格納容器冷却装置であって、前記原子炉格納容器の外側に配置されて、上部水室と、下部水室と、前記上部水室および前記下部水室に接続された伝熱管とを有し、原子炉事故時に前記原子炉格納容器内に放出された原子炉冷却材蒸気を凝縮させる熱交換器と、前記原子炉格納容器の外側に配置されて、原子炉運転時に前記熱交換器の伝熱管とその伝熱管を浸漬させるプール水とを収容して、定期検査時に炉内構造物を仮置きするが、前記伝熱管が原子炉運転中の状態のままでは前記炉内構造物を受け入れるスペースを有しない機器仮置プールと、前記上部水室と前記原子炉格納容器とを接続し、前記原子炉格納容器から前記熱交換器に前記原子炉冷却材蒸気を導く蒸気供給管と、前記下部水室の上部接続口と前記原子炉格納容器とを接続し、前記熱交換器から前記原子炉格納容器に不凝縮ガスを導く不凝縮ガスベント管と、前記上部接続口よりも下方に設けられた前記下部水室の下部接続口と前記原子炉格納容器とを接続し、前記熱交換器から前記原子炉格納容器に凝縮水を導く凝縮水ドレン管と、を備えることを特徴とする。

また、本発明は、炉内構造物を収納可能な原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を格納する原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器の外側に配置された機器仮置プールとを備えた原子炉施設の運用方法であって、原子炉事故時に前記原子炉格納容器内の蒸気を凝縮させるための熱交換器を前記機器仮置プール内に設置した状態で原子炉を運転する通常運転ステップと、原子炉停止中に、熱交換器移動対象部を据付け状態から変更する対象部状態変更ステップと、前記対象部状態変更ステップの後に、前記原子炉圧力容器から前記炉内構造物を取り外して前記炉内構造物を前記機器仮置プール内に移動して仮置きする機器仮置きステップと、前記機器仮置きステップの後に、前記炉内構造物を前記機器仮置プールから前記原子炉圧力容器内に移動する機器復帰ステップと、前記機器復帰ステップの後に、前記熱交換器の前記移動対象部を据付け状態に復旧する対象部状態復旧ステップと、前記対象部状態復旧ステップの後に前記通常運転ステップに移行する運転再開ステップと、を有することを特徴とする。

本発明によれば、原子炉事故時において原子炉および原子炉格納容器の長期の減圧・除熱を受動的に行うことができる。

本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第１の実施形態を原子炉格納容器内に配した状態を示す立断面図である。本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第１の実施形態による機器仮置プール内の熱交換器の配置を示す平面図である。本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第１の実施形態による熱交換器の立面図である。本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第１の実施形態による原子炉施設の運用方法を示すフロー図である。本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第２の実施形態による熱交換器を分離した状態を示す立面図である。本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第２の実施形態による機器仮置プール内の熱交換器の配置を示す平面図である。本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第２の実施形態による原子炉施設の運用方法を示すフロー図である。本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第３の実施形態による機器仮置プール内の熱交換器の配置を示す平面図である。本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第３の実施形態における炉内構造物仮置時の配置を示す立面図である。本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第４の実施形態によるプラントの定期検査中の機器仮置プール内を含む熱交換器の配置を示す平面図である。本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第４の実施形態における熱交換器の伝熱管側を直立化するための方法を示す立面図である。本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第４の実施形態による原子炉施設の運用方法を示すフロー図である。本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第５の実施形態によるプラントの定期検査中の熱交換器を分離して保管した状態を示す平面図である。本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第５の実施形態によるプラントの定期検査中の熱交換器を分離して保管した状態を示す立面図である。本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第６の実施形態による熱交換器セットの概念を示す鳥瞰図である。機器仮置プール内を含む熱交換器の配置を示す平面図である。本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第６の実施形態による原子炉施設の運用方法を示すフロー図である。本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第７の実施形態による機器仮置プール内の熱交換器セットの配置を示す立面図である。

以下、図面を参照して本発明に係る原子炉格納容器冷却装置の実施形態について説明する。ここで、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１の実施形態］
図１は、本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第１の実施形態を原子炉格納容器内に配した状態を示す立断面図である。

炉心１を内包する原子炉圧力容器２は、原子炉格納容器３内に格納されている。また、円環状の容器であり内部に冷却水を保有する圧力抑制室４が原子炉格納容器３の本体部に接続されている。原子炉格納容器３の本体、圧力抑制室４およびその接続部は事故時の放射性物質の格納障壁を構成している。

原子炉格納容器３は、原子炉建屋８内に設置されている。原子炉建屋８内は、原子炉格納容器３を収納する原子炉ウェル５を有する。また、原子炉ウェル５の他に、使用済燃料貯蔵プール６および機器仮置プール７が原子炉建屋８内に設けられている。

使用済燃料貯蔵プール６には燃料交換時に原子炉本体から取り出された使用済燃料が受け入れ保管される。

機器仮置プール７には、原子炉施設の定期検査時、あるいは炉内機器の修理などの際に取り外しが必要となったシュラウドヘッド１１および蒸気乾燥器１２が受け入れ保管される。機器仮置プール７は、シュラウドヘッド１１および蒸気乾燥器１２を受け入れるためのプールであるので、両機器を収納するに必要十分なスペースを有している。

原子炉施設の定期検査時などの際は、シュラウドヘッド１１および蒸気乾燥器１２は原子炉圧力容器２の上方を経由して機器仮置プール７まで移動されるので、機器仮置プール７の位置は原子炉建屋８の上部に設けられている。

図１は原子炉の運転中の状態を示している。この状態では、熱交換器２０が機器仮置プール７内に設置されている。また、原子炉格納容器３から熱交換器２０に事故時に原子炉格納容器３内に発生する蒸気を導くための蒸気供給管３１が配設されている。

また、熱交換器２０から不凝縮ガスおよび凝縮水ドレンを排出するために、不凝縮ガスベント管３２および凝縮水ドレン管３３が設けられており、不凝縮ガスベント管３２および凝縮水ドレン管３３は、圧力抑制室４に接続され、圧力抑制室４内のプール水内で開放されている。

なお、凝縮水ドレン管３３の行き先は圧力抑制室４に限定せず、凝縮水ドレンを使用する目的に応じて、たとえば原子炉格納容器３内の原子炉圧力容器２の下方であってもよい。

図２は、本実施形態による機器仮置プール内の熱交換器の配置を示す平面図である。

機器仮置プール７内には、熱交換器２０が、複数台設置されている。図２では省略しているが、熱交換器２０には、蒸気供給管３１、不凝縮ガスベント管３２および凝縮水ドレン管３３が接続されている。

２つの破線の円形Ａ、Ｂはそれぞれ、原子炉圧力容器２内の検査あるいは燃料交換などのために、シュラウドヘッド１１および蒸気乾燥器１２を原子炉圧力容器２から取り出して、機器仮置プール７内に仮置きした場合の占有範囲を示している。機器仮置プール７のように特定の機器、部品の仮置きを目的とする場合、機器仮置プール７の面積は、仮置きする機器の仮置きスペースに必要十分な面積であり、特に原子炉格納容器２内の運転床面に影響するため、それ以上の余裕をとることはない。

図で示すように、通常は、事故時の除熱に必要とされる容量を確保するための複数の熱交換器２０が機器仮置プール７内に図のように設置されている場合、ここに取り出されたシュラウドヘッド１１および蒸気乾燥器１２を仮置きすることは困難である。

図３は、本実施形態による熱交換器の立面図である。

熱交換器２０は、上部水室２１ａ、下部水室２１ｂ、上部水室２１ａおよび下部水室２１ｂに接続された伝熱管２５を有する。伝熱管２５は伝熱管保持部２６により相互に保持されている。

上部水室２１ａには、蒸気供給接続管２２が蒸気供給接続管接続口２２ａで接続されており、蒸気供給接続管２２は、蒸気供給管３１とフランジで接続されている。

下部水室２１ｂには、不凝縮ガスベント接続管２３および凝縮水ドレン接続管２４が設けられており、それぞれ、不凝縮ガスベント管３２および凝縮水ドレン管３３とフランジで接続されている。不凝縮ガスと凝縮水ドレンとを分離するために、不凝縮ガスベント接続管２３の下部水室２１ｂとを接続する不凝縮ガスベント接続管接続口２３ａは、凝縮水ドレン接続管２４の下部水室２１ｂとを接続する凝縮水ドレン接続管接続口２４ａよりも鉛直方向に高い位置にある。

熱交換器２０の本体すなわち水室２１および伝熱管２５等は架台２７上に固定されている。架台２７は、熱交換器２０が機器仮置プール７内に設置されている状態では、機器仮置プール７の底部に固定されている。なお、熱交換器２０の移動時には、架台２７を機器仮置プール７の底部から離脱させる必要がある。機器仮置プール７の底部で作業をすることは困難が伴うので、機器仮置プール７の底部に架台２７と取り合う取合い部を設け、熱交換器２０の設置、固定時には耐震上十分な強度で架台２７と取合い部が結合し、熱交換器２０の移動時には、遠隔で操作することにより架台２７と取合い部との結合が解除されるような機構を設ける。これにより、熱交換器２０の固定と固定の解除が可能である。

図４は、本実施形態による原子炉施設の運用方法を示すフロー図である。上述のように構成された本実施形態に係る原子炉格納容器冷却装置を含む原子炉施設の運用方法に関する手順を図４に沿って説明する。

通常運転時には、原子炉事故が発生したときに原子炉格納容器３内の蒸気を凝縮させるため、熱交換器２０を機器仮置プール７内に設置した状態で原子炉を運転する（Ｓ０１）。

定期検査等で、シュラウドヘッド１１および蒸気乾燥器１２を機器仮置プール７に仮置きする必要が生じた場合、原子炉が停止して格納容器内に立入が可能な状態において、熱交換器２０の据付け状態を解除する。具体的には、架台２７と機器仮置プール７底部の取合い部との結合を解除し、また、蒸気供給接続管２２と蒸気供給管３１、不凝縮ガスベント接続管２３と不凝縮ガスベント管３２、凝縮水ドレン接続管２４と凝縮水ドレン管３３のそれぞれの接続を解除し、熱交換器２０を移動可能な状態とする（Ｓ０２）。

ステップＳ０２の後に、熱交換器２０を、機器仮置プール７外に移動する（Ｓ０３）。

ステップＳ０３の後に、原子炉圧力容器２から炉内構造物すなわちシュラウドヘッド１１および蒸気乾燥器１２を取り外して機器仮置プール７内に移動して仮置きする（Ｓ０４）。

その後、図４では省略しているが、燃料交換や原子炉圧力容器２内の点検、保修作業を行う。

その後、炉内構造物を原子炉圧力容器２内に復旧可能となったときに、炉内構造物を機器仮置プール７から原子炉圧力容器２内に移動して復旧する（Ｓ０５）。

ステップＳ０５において炉内構造物を機器仮置プール７から移動した後に、熱交換器２０を機器仮置プール７内での据付け状態に復旧する（Ｓ０６）。

ステップＳ０６の後、定期検査等が終了して、通常運転ステップに移行する（Ｓ０７）。

以上のように構成された本実施形態により、原子炉の運転中に原子炉格納容器３内に原子炉冷却材の蒸気が漏えいする事故が発生した場合、蒸気および原子炉格納容器３内を満たしていた窒素ガスは、蒸気供給管３１および蒸気供給接続管２２を経由して機器仮置プール７内に設置された熱交換器２０の上部水室２１ａに導かれる。

上部水室２１ａに導かれた蒸気および窒素ガスは伝熱管２５に導かれ、蒸気は、機器仮置プール７内の冷却水により冷却され凝縮しドレン水となる。窒素ガスとドレン水は伝熱管２５から下部水室２１ｂに導かれる。

気体の窒素は、下部水室２１ｂの高い場所から不凝縮ガスベント接続管２３に排出され、不凝縮ガスベント管３２を経由して圧力抑制室４内のプールに開放される。

液体のドレン水は、下部水室２１ｂの低い場所から凝縮水ドレン接続管２４に排出され、凝縮水ドレン管３３を経由して圧力抑制室４内のプールに開放される。

以上のような本実施形態により、原子炉圧力容器２内の炉内構造物を仮置きする必要が生じた場合は、原子炉格納容器３内の冷却を必要としない期間であることから、熱交換器２０を機器仮置プール７から移動させることにより、炉内構造物の機器仮置プール７における仮置きが可能である。

このため、熱交換器２０を原子炉格納容器３に最も近い機器仮置プール７内に設置することができ、原子炉格納容器３と熱交換器２０間の配管の引き回しの短縮化が可能であり、原子炉冷却材の蒸気およびドレン水の流動による圧力損失を低減することができる。

原子炉事故時には、原子炉格納容器３内に放出された原子炉冷却材の蒸気の熱交換器２０への移動と原子炉格納容器３に戻るドレン水の移動が効率よくできる。このため、原子炉格納容器３に隣接した機器仮置プール７内に設けられた熱交換器２０を使用して原子炉格納容器３内の熱を、外部の動力なしに効率的に除去することができる。

以上のように、本実施形態により、原子炉事故時において原子炉および原子炉格納容器の長期の減圧・除熱を受動的に行うことができる。

［第２の実施形態］
本実施形態は、第１の実施形態の変形であり、熱交換器２０の一部が移動できるようになっている。以下、第１の実施形態と異なる部分を説明する。

図５は、本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第２の実施形態による熱交換器を分離した状態を示す立面図である。

本実施形態においては、熱交換器２０は、熱交換器水室側部１００と熱交換器伝熱管側部２００とに分離可能な構造となっている。

熱交換器水室側部１００は、水室２１、上部水室２１ａに接続された蒸気供給接続管２２、下部水室２１ｂに接続された不凝縮ガスベント接続管２３、凝縮水ドレン接続管２４、および水室側架台２７ａを有する。

また、熱交換器伝熱管側部２００は、伝熱管２５、伝熱管保持部２６および伝熱管側架台２７ｂを有する。

図６は、本実施形態による機器仮置プール内の熱交換器の配置を示す平面図である。

炉内構造物であるシュラウドヘッド１１および蒸気乾燥器１２を機器仮置プール７内に仮置する場合に、熱交換器２０の熱交換器伝熱管側部２００を切り離し、機器仮置プール７の外に仮置きすることにより、シュラウドヘッド１１および蒸気乾燥器１２を機器仮置プール７内に仮置するスペースを確保することができる。

図７は、本実施形態による原子炉施設の運用方法を示すフロー図である。

機器仮置プール７内の炉内構造物の仮置きのためのスペースを確保するための手順は次のとおりである。

熱交換器２０の据付け状態の解除は、伝熱管側架台２７ｂと機器仮置プール７底部の取合い部との結合を解除し、また、熱交換器水室側部１００と熱交換器伝熱管側部２００間の接続を解除し、熱交換器伝熱管側部２００の移動を可能とする（Ｓ１２）。

ステップＳ１２の後に、熱交換器伝熱管側部２００を、機器仮置プール７外に移動する（Ｓ１３）
ステップＳ０５において炉内構造物を機器仮置プール７から移動した後に、熱交換器伝熱管側部２００を機器仮置プール７内での据付け状態に復旧する（Ｓ１６）。

以上のように、本実施形態においては、熱交換器２０全体ではなく、熱交換器伝熱管側部２００のみを移動するため、第１の実施形態のような蒸気供給接続管２２と蒸気供給管３１、不凝縮ガスベント接続管２３と不凝縮ガスベント管３２、凝縮水ドレン接続管２４と凝縮水ドレン管３３のそれぞれの接続を解除する必要がなく、作業の効率化、トラブル要因の低減を図ることができる。

また、原子炉の運転時には、熱交換器２０は機器仮置プール７内に第１の実施形態と同様に設置されており、その機能も同様である。

［第３の実施形態］
図８は、本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第３の実施形態による機器仮置プール内の熱交換器の配置を示す平面図である。また、図９は、本実施形態における炉内構造物仮置時の配置を示す立面図である。

本実施形態は、第２の実施形態の変形である。本実施形態においては、熱交換器２０の熱交換器伝熱管側部２００は機器仮置プール７内の冷却水に浸漬しているが、熱交換器水室側部１００は、機器仮置プール７内の冷却水に浸漬されていない。

また、熱交換器水室側部１００が機器仮置プール７の外側にあることから、蒸気供給接続管２２、不凝縮ガスベント接続管２３および凝縮水ドレン接続管２４のそれぞれの、蒸気供給管３１、不凝縮ガスベント管３２および凝縮水ドレン管３３との接続部を、機器仮置プール７の外側に容易に設けることができる。また、蒸気供給接続管２２、不凝縮ガスベント接続管２３および凝縮水ドレン接続管２４は、実質、水室２１のノズルとし、それぞれの、蒸気供給管３１、不凝縮ガスベント管３２および凝縮水ドレン管３３との接続部を溶接構造とすることにより、接続部からの漏えいの発生を防止することができる。

また、熱交換器水室側部１００が機器仮置プール７の外側にあることから、熱交換器伝熱管側部２００を移動した後の機器仮置プール７内のシュラウドヘッド１１および蒸気乾燥器１２の仮置きスペースに余裕を確保することができる。このため、仮置き時および復旧時の機器の取扱いの上で作業上の負担の低減を図ることができる。

［第４の実施形態］
図１０は、本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第４の実施形態によるプラントの定期検査中の機器仮置プール内を含む熱交換器の配置を示す平面図である。

本実施形態は、第２の実施形態の変形であり、第２の実施形態においては、熱交換器伝熱管側部２００は機器仮置プール７外に移動するが、本実施形態においては、機器仮置プール７内に直立に設置する。

図１１は、本実施形態における熱交換器の伝熱管側を直立化するための方法を示す立面図である。

機器仮置プール７の上縁の近傍に仮設の揚重装置を設け、熱交換器伝熱管側部２００を直立させる。このため、熱交換器伝熱管側部２００の伝熱管保持部２６に、ワイヤ掛け用のフック５１等が設けられている。また、揚重装置は直立に必要であれば複数設けてもよい。また、揚重装置として、原子炉建屋８の天井クレーンなどを用いてもよい。なお、フック５１はほかの適切な場所たとえば伝熱管側架台２７ｂに設けられてもよい。

図１２は、本実施形態による原子炉施設の運用方法を示すフロー図である。

ステップＳ１２の後に、熱交換器伝熱管側部２００を、機器仮置プール７内で直立させる（Ｓ２３）。

ステップＳ０５において炉内構造物を機器仮置プール７から移動した後に、熱交換器伝熱管側部２００を機器仮置プール７内で据付け状態とし、熱交換器２０を設置状態に復旧する（Ｓ２６）。

本実施形態により、熱交換器伝熱管側部２００を直立させる作業のみで炉内機器の仮置きスペースが確保され、熱交換器伝熱管側部２００の仮置きのための機器仮置プール７外のスペースを確保する必要がなく、機器の仮置き場所の確保に余裕のない定期検査等における作業管理上の負担の軽減を図ることができる。

［第５の実施形態］
図１３は、本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第５の実施形態によるプラントの定期検査中の熱交換器を分離して保管した状態を示す平面図である。

本実施形態においては、第３の実施形態と同様に、熱交換器２０の熱交換器水室側部１００が機器仮置プール７の外側にある。この構成の熱交換器２０において、第４の実施形態と同様に、炉内機器の機器仮置プール７内の仮置き時には、熱交換器伝熱管側部２００を機器仮置プール７内で直立させる。

図１４は、本実施形態によるプラントの定期検査中の熱交換器を分離して保管した状態を示す立面図である。熱交換器伝熱管側部２００を機器仮置プール７内で直立させる具体的な方法は、第４の実施形態と同様である。

このような本実施形態では、熱交換器水室側部１００が機器仮置プール７内にないことにより機器仮置プール７内のスペースの確保を図ることができ、また、熱交換器伝熱管側部２００の仮置きのための機器仮置プール７外のスペースを確保する必要がなく、機器の仮置き場所の確保に余裕のない定期検査等における作業管理上の負担の軽減を図ることができる。

［第６の実施形態］
図１５は、本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第６の実施形態による熱交換器セットの概念を示す鳥瞰図である。

複数の熱交換器２０が同一の連結部材４０で結合されている。また、各熱交換器２０の蒸気供給接続管２２、不凝縮ガスベント接続管２３および凝縮水ドレン接続管２４のそれぞれは、蒸気供給接続集合管２２Ｇ、不凝縮ガスベント接続集合管２３Ｇおよび凝縮水ドレン接続集合管２４Ｇに束ねられている。これらの各集合管も、各熱交換器２０と同様に同一の連結部材４０で結合されている。

本実施形態の場合は、機器仮置プール７への固定は、たとえば、機器仮置プール７の底部に連結部材４０と結合・離脱できる機構を設けることにより行うことができる。

図１６は機器仮置プール内を含む熱交換器の配置を示す平面図である。図のように、連結部材４０で結合された複数の熱交換器２０が一体で扱われ、機器仮置プール７に据付けられ、また、機器仮置プール７外に移動される。

図１７は、本実施形態による原子炉施設の運用方法を示すフロー図である。

ステップＳ０１の後に、蒸気供給接続集合管２２Ｇ、不凝縮ガスベント接続集合管２３Ｇおよび凝縮水ドレン接続集合管２４Ｇのそれぞれの、蒸気供給管３１、不凝縮ガスベント管３２および凝縮水ドレン管３３との接続を解除し、機器仮置プール７と連結部材４０との結合を解除する（Ｓ３２）。

ステップＳ３２の後に、複数の熱交換器２０を連結部材４０と一体で、機器仮置プール７外に移動する（Ｓ３３）。

ステップＳ０５の後に、複数の熱交換器２０を連結部材４０と一体で、機器仮置プール７内に移動し熱交換器２０を設置状態に復旧する（Ｓ３６）。

本実施形態により、複数の熱交換器２０を一体に扱うことにより、作業工程を短縮することができ、定期検査等における作業管理上の負担の軽減を図ることができる。

［第７の実施形態］
図１８は、本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第７の実施形態による機器仮置プール内の熱交換器セットの配置を示す立面図である。

熱交換器２０の凝縮水ドレン接続管２４に接続する凝縮水ドレン管３３が、機器仮置プール７の底部から下方に貫通している。本実施形態では、貫通するのは、凝縮水ドレン管３３であるが、凝縮水ドレン接続管２４を貫通させてもよい。

このような構成により、凝縮水ドレン接続管２４ないし凝縮水ドレン管３３の機器仮置プール７内での引き回しが楽になる。

［その他の実施形態］
以上、本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。また、各実施形態の特徴を組み合わせてもよい。さらに、これらの実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。

これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。

１・・・炉心
２・・・原子炉圧力容器
３・・・原子炉格納容器
４・・・圧力抑制室
５・・・原子炉ウェル
６・・・使用済燃料貯蔵プール
７・・・機器仮置プール
８・・・原子炉建屋
１１・・・シュラウドヘッド
１２・・・蒸気乾燥器
２０・・・熱交換器
２１・・・水室
２１ａ・・・上部水室
２１ｂ・・・下部水室
２２・・・蒸気供給接続管
２２ａ・・・蒸気供給接続管接続口
２２Ｇ・・・蒸気供給接続集合管
２３・・・不凝縮ガスベント接続管
２３ａ・・・不凝縮ガスベント接続管接続口（上部接続口）
２３Ｇ・・・不凝縮ガスベント接続集合管
２４・・・凝縮水ドレン接続管
２４ａ・・・凝縮水ドレン接続管接続口（下部接続口）
２４Ｇ・・・凝縮水ドレン接続集合管
２５・・・伝熱管
２６・・・伝熱管保持部
２７・・・架台
２７ａ・・・水室側架台
２７ｂ・・・伝熱管側架台
３１・・・蒸気供給管
３２・・・不凝縮ガスベント管
３３・・・凝縮水ドレン管
４０・・・連結部材
５０・・・専用クレーン
５１・・・フック
１００・・・熱交換器水室側部
２００・・・熱交換器伝熱管側部

Claims

原子炉事故時に原子炉格納容器を保護するための原子炉格納容器冷却装置であって、
前記原子炉格納容器の外側に配置されて、上部水室と、下部水室と、前記上部水室および前記下部水室に接続された伝熱管とを有し、原子炉事故時に前記原子炉格納容器内に放出された原子炉冷却材蒸気を凝縮させる熱交換器と、
前記原子炉格納容器の外側に配置されて、原子炉運転時に前記熱交換器の伝熱管とその伝熱管を浸漬させるプール水とを収容して、定期検査時に炉内構造物を仮置きするが、前記伝熱管が原子炉運転中の状態のままでは前記炉内構造物を受け入れるスペースを有しない機器仮置プールと、
前記上部水室と前記原子炉格納容器とを接続し、前記原子炉格納容器から前記熱交換器に前記原子炉冷却材蒸気を導く蒸気供給管と、
前記下部水室の上部接続口と前記原子炉格納容器とを接続し、前記熱交換器から前記原子炉格納容器に不凝縮ガスを導く不凝縮ガスベント管と、
前記上部接続口よりも下方に設けられた前記下部水室の下部接続口と前記原子炉格納容器とを接続し、前記熱交換器から前記原子炉格納容器に凝縮水を導く凝縮水ドレン管と、
を備えることを特徴とする原子炉格納容器冷却装置。
前記熱交換器は、熱交換器水室側部と熱交換器伝熱管側部とに分割可能であることを特徴とする請求項１に記載の原子炉格納容器冷却装置。
前記熱交換器水室側部は、前記機器仮置プール壁内に設けられ、前記機器仮置プール壁の外側で、前記蒸気供給管、前記不凝縮ガスベント管、および前記凝縮水ドレン管と接続されることを特徴とする請求項２に記載の原子炉格納容器冷却装置。
前記熱交換器は、前記蒸気供給管、前記不凝縮ガスベント管、および前記凝縮水ドレン管のそれぞれと接続可能でかつ取り外しが可能な蒸気供給接続管、不凝縮ガスベント接続管、および凝縮水ドレン接続管を有することを特徴とする請求項１に記載の原子炉格納容器冷却装置。
前記熱交換器は複数あって、前記複数の熱交換器の蒸気供給接続管、不凝縮ガスベント接続管、および凝縮水ドレン接続管がそれぞれ相互に連結され、前記蒸気供給管、前記不凝縮ガスベント管、および前記凝縮水ドレン管とそれぞれ一か所で接続可能である蒸気供給接続集合管、不凝縮ガスベント接続集合管、凝縮水ドレン接続集合管を備えることを特徴とする請求項４に記載の原子炉格納容器冷却装置。
前記複数の熱交換器をまとめて取り扱うための連結部材をさらに有し、原子炉停止時に前記熱交換器と連結部材が一体として移動可能であることを特徴とする請求項５に記載の原子炉格納容器冷却装置。
前記熱交換器の凝縮水ドレン接続管は、前記機器仮置プールの底部を貫通することを特徴とする請求項４ないし請求項６のいずれか一項に記載の原子炉格納容器冷却装置。
前記熱交換器の凝縮水ドレン接続集合管は、前記機器仮置プールの底部を貫通することを特徴とする請求項５または請求項６に記載の原子炉格納容器冷却装置。
前記熱交換器の凝縮水ドレン管は、前記機器仮置プールの底部を貫通することを特徴とする請求項１ないし請求項６のいずれか一項に記載の原子炉格納容器冷却装置。
炉内構造物を収納可能な原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を格納する原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器の外側に配置された機器仮置プールとを備えた原子炉施設の運用方法であって、
原子炉事故時に前記原子炉格納容器内の蒸気を凝縮させるための熱交換器を前記機器仮置プール内に設置した状態で原子炉を運転する通常運転ステップと、
原子炉停止中に、熱交換器移動対象部を据付け状態から変更する対象部状態変更ステップと、
前記対象部状態変更ステップの後に、前記原子炉圧力容器から前記炉内構造物を取り外して前記炉内構造物を前記機器仮置プール内に移動して仮置きする機器仮置きステップと、
前記機器仮置きステップの後に、前記炉内構造物を前記機器仮置プールから前記原子炉圧力容器内に移動する機器復帰ステップと、
前記機器復帰ステップの後に、前記熱交換器の前記移動対象部を据付け状態に復旧する対象部状態復旧ステップと、
前記対象部状態復旧ステップの後に前記通常運転ステップに移行する運転再開ステップと、
を有することを特徴とする原子炉施設の運用方法。
前記熱交換器移動対象部は前記熱交換器全体であり、
前記対象部状態変更ステップは、前記熱交換器全体を前記機器仮置プール外に移動するステップを含む、
ことを特徴とする請求項１０に記載の原子炉施設の運用方法。
前記熱交換器移動対象部は前記熱交換器伝熱管側部であり、
前記対象部状態変更ステップは、前記熱交換器の伝熱管側部を前記機器仮置プール外に移動するステップを含む、
ことを特徴とする請求項１０に記載の原子炉施設の運用方法。
前記熱交換器移動対象部は前記熱交換器の伝熱管側部であり、
前記対象部状態変更ステップは、前記熱交換器の前記伝熱管側部を機器仮置プール内に水平状態から鉛直方向に直立させて設置するステップを含む、
ことを特徴とする請求項１０に記載の原子炉施設の運用方法。
前記熱交換器の前記伝熱管側部を前記機器仮置プール内に鉛直方向に直立させるために専用のクレーンを使用することを特徴とする請求項１３に記載の原子炉施設の運用方法。
前記熱交換器の前記伝熱管側部を前記機器仮置プール内に鉛直方向に直立させるために天井クレーンを使用することを特徴とする請求項１３に記載の原子炉施設の運用方法。
前記熱交換器の前記移動対象部は、連結部材により互いに連結された複数の熱交換器であり、
前記据対象部状態変更ステップは、前記複数の熱交換器を前記連結部材と一体で前記機器仮置プール外に移動するステップを含む、
ことを特徴とする請求項１０に記載の原子炉施設の運用方法。