JP2014010080A - 原子力プラントおよび静的格納容器冷却系 - Google Patents

Abstract

【課題】全交流電源喪失のような過渡事象発生時であっても、原子炉格納容器を安全に冷却できる。
【解決手段】実施形態による原子力プラントは、ドライウェル４とウェットウェル５とＬＯＣＡベント管８と真空破壊弁９とを有する原子炉格納容器３と、冷却水プール１３と、入口プレナム１７と出口プレナム１８と伝熱管１９とを有する熱交換器１６と、ドライウェル４から入口プレナム１７にガスを導入するガス供給配管２０と、出口プレナム１８から原子炉格納容器３に熱交換器１６内の凝縮水を導く凝縮水戻り配管２１と、ガスベント管２２とを備える。ガスベント管２２は、ウェットウェル５に接続されず出口プレナム１８とウェットウェル５の外部とを連結し熱交換器１６内部の非凝縮性ガスをウェットウェル５の外部に放出する。
【選択図】図１

Description

本発明は、原子力プラントおよび静的格納容器冷却系に関する。

従来の原子力プラントの静的格納容器冷却系について図５から図８によりその概要を説明する。

図５は、従来の静的格納容器冷却系の構成の例を示す立断面図である。図５において、炉心１は原子炉圧力容器２の内部に収納されている。原子炉圧力容器２は、原子炉格納容器３内に収納されている。

原子炉格納容器３の内部は、原子炉圧力容器２を収納するドライウェル４と、ウェットウェル５とに区分けされており、ドライウェル４とウェットウェル５とは原子炉格納容器３の一部を構成する。ウェットウェル５は内部に圧力抑制プール６を形成している。圧力抑制プール６の上方にはウェットウェル気相部７が形成されている。

原子炉格納容器３の雰囲気は、沸騰型軽水炉の場合には、窒素により置換され酸素濃度を低く制限されている。また、沸騰水型軽水炉の場合には、原子炉格納容器３は原子炉建屋１００の内部に収納されている。

さらに、図５には表示していないが、原子炉格納容器３の外部に燃料プール３５および機器プール３８が設けられている（図４参照）。燃料プール３５は使用済み燃料を保管するためのプールである。機器プール３８は燃料交換時に炉内構造物（ドライヤーおよび気水分離器）を一時的に保管するためのプールである。

原子炉格納容器３は、一般にその材質により、鋼製原子炉格納容器、鉄筋コンクリート製原子炉格納容器（ＲＣＣＶ）、プレストレスコンクリート製原子炉格納容器（ＰＣＣＶ）、スチール・コンクリート複合構造（ＳＣ造）原子炉格納容器（ＳＣＣＶ）など様々のものがある。ＲＣＣＶとＰＣＣＶの場合には内面に鋼製ライナーが張られている。図５ではＲＣＣＶの例を示している。

原子炉圧力容器２からは主蒸気配管７１がドライウェル４の外部に延びている。主蒸気配管７１には、逃がし安全弁（Ｓａｆｅｔｙ Ｒｅｌｉｅｆ Ｖａｌｖｅ、「ＳＲＶ」）７２が設けられており、逃がし安全弁７２が動作したときに圧力抑制プール６内に原子炉圧力容器２の蒸気が放出されるように、逃がし配管７３が圧力抑制プール６内に水没するように設けられている。

ドライウェル４と圧力抑制プール６はＬＯＣＡベント管８により連結されている。ＬＯＣＡベント管８はたとえば１０本など複数個設置されるが図５では２本のみを表示している。ＬＯＣＡベント管８は原子炉格納容器３の一部を構成する。

ウェットウェル気相部７内のガスをドライウェル４内に還流する目的で、真空破壊弁９が設けられている。真空破壊弁９はたとえば８個など複数個設置されるが図５では１個のみを表示している。

真空破壊弁９は、ウェットウェル５の壁面に設ける方法、ウェットウェル５の天井に設ける方法、ＬＯＣＡベント管８に設ける方法がある。真空破壊弁９は、ウェットウェル５内の圧力がドライウェル４内の圧力よりも高くなり、その差圧が設定圧力を超えると作動して開く。真空破壊弁９の設定圧は、たとえば約２ｐｓｉ（約１３．７９ｋＰａ）である。真空破壊弁９は、原子炉格納容器３の一部を構成する。

ドライウェル４の上部には、燃料交換時に取り外しが可能な鋼製の原子炉格納容器上蓋１０が設けられている。原子炉格納容器上蓋１０は、原子炉格納容器３の一部を構成する。最近では、原子炉格納容器上蓋１０の上部には、水を貯えて、通常運転時の遮蔽として使用する水遮蔽１１が設けられているタイプのものがある。

原子炉格納容器３の外部に、静的格納容器冷却系１２の冷却水プール１３が設けられ、内部に冷却水１４が蓄えられている。図５では冷却水プール１３はタンク型の例を示しているがプール型のものもある。プール型の場合も上部は上蓋で覆われている。図５では、冷却水プール１３等は原子炉建屋１００の内部に設置されている例を示しているが、隣接する補助建屋等の内部に設置される場合もある。

冷却水プール１３の水面の上方の気相部から、環境に蒸気を放出する排気口１５が設けられている。排気口１５の出口には虫よけのスクリーンが設けられることがある。冷却水プール１３の位置は、一般に原子炉格納容器３の上部に設けられているが、原子炉格納容器３の横に設けることもできる。

冷却水プール１３の内部には、冷却水１４に少なくとも一部が水没するように、熱交換器１６が設置されている。

熱交換器１６は複数個設置される場合が多いが、図５では１基のみを表示してある。熱交換器１６は入口プレナム１７、出口プレナム１８および伝熱管１９を有する（図６参照）。

図５では、伝熱管１９のみが冷却水プール１３の内部に設置され、入口プレナム１７と出口プレナム１８は冷却水プール１３の外部に突出している例を示しているが、この例には限定されない。たとえば、熱交換器１６全体が、入口プレナム１７と出口プレナム１８を含めて冷却水プール１３の内部に設置される例もある。

入口プレナム１７には、ドライウェル４内のガスを供給するガス供給配管２０が接続されている。ガス供給配管２０の一端はドライウェル４に接続されている。

出口プレナム１８には凝縮水戻り配管２１とガスベント管２２が接続されている。凝縮水戻り配管２１の一端は原子炉格納容器３の内部に接続されている。図５では一例としてＬＯＣＡベント管８の内部に導かれているが、この例には限定されない。ドライウェル４の内部に導く例や圧力抑制プール６に導く例もある。

ガスベント管２２は、その一端がウェットウェル５の内部に導かれ、圧力抑制プール６内に水没するように設置されている。ガスベント管２２の圧力抑制プール６内の水没水深は、ＬＯＣＡベント管８の圧力抑制プール６内の開口部の最上端の水没水深よりも浅くなるように設置される。

図６は、従来の静的格納容器冷却系の熱交換器の例を示す立断面図である。図６により、従来の静的格納容器冷却系１２の熱交換器１６の構造について横型熱交換器の例で説明する。

図６において、出口プレナム１８は、入口プレナム１７の下方に設けられている。多数のＵ字型の伝熱管１９が管板２３に接続し、伝熱管１９の直管部が水平に設置されている。図６では簡略化して２本のみを表示している。伝熱管１９の外部には冷却水１４（図５参照）が満たされている。伝熱管１９の入り口は、入口プレナム１７に開口している。また、伝熱管１９の出口は出口プレナム１８に開口している。

入口プレナム１７にはガス供給配管２０が接続し、ドライウェル４内の窒素、水素、水蒸気等の混合ガスを入口プレナム１７に供給する。この混合ガスは伝熱管１９内に導かれ、水蒸気は凝縮して凝縮水となり、伝熱管１９の出口から出口プレナム１８内に流出し、出口プレナム１８内の下部に溜まる。

出口プレナム１８の下部には、凝縮水戻り配管２１が接続されていて、出口プレナム１８内の凝縮水を、重力により原子炉格納容器３の内部に還流する。また、出口プレナム１８の上部には、ガスベント管２２が接続されている。伝熱管１９内で凝縮しない窒素、水素等の非凝縮性ガスは、伝熱管１９から排出され出口プレナム１８の上部に溜まる。

ガスベント管２２の先端は、圧力抑制プール６に導かれていて、出口プレナム１８内の非凝縮性ガスは、ガスベント管２２を通り圧力抑制プール６内のプール水を押し下げてプール水中にベントされた後、ウェットウェル気相部７に移行する。

なお、伝熱管１９の形状はＵ字型に限定されない。鉛直方向に直管部のある伝熱管１９を、縦型に設置する構造のものもある。入口プレナム１７は、必ず出口プレナム１８よりも上に位置する。これにより伝熱管１９内で凝縮した凝縮水を重力により出口プレナム１８に導く。横型の利点は耐震性と冷却水１４の有効活用ができることである。一方、縦型の利点は凝縮水の排出性が良いことである。

次に、このように構成された従来の静的格納容器冷却系１２の機能について説明する。

ドライウェル４内で配管が破断する冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）が発生すると、原子炉圧力容器２から水蒸気が発生してドライウェル４内の圧力が急上昇し、ドライウェル４内のガス（主に窒素と水蒸気）が、静的格納容器冷却系１２のガス供給配管２０を通り熱交換器１６に供給される。

熱交換器１６の出口プレナム１８内に溜まった非凝縮性ガスは、ガスベント管２２を通り圧力抑制プール６内に排出される。この非凝縮性ガスの排出は、ドライウェル４とウェットウェル５との圧力差によって行なわれる。

ＬＯＣＡ時には、ドライウェル４内の圧力はウェットウェル５内の圧力よりも高いため、非凝縮性ガスの排出は円滑に行なわれる。その結果、しばらくするとドライウェル４内のガスはほとんど水蒸気だけになる。この状態になると、熱交換器１６はドライウェル４内の水蒸気を効率良く凝縮し、凝縮水を原子炉格納容器３内に還流することができる。

なお、ＬＯＣＡ発生直後は、冷却材から大量の蒸気が発生し、ドライウェル４内のガスのウェットウェル５への急激なベントは、主にＬＯＣＡベント管８を通り行なわれる。

水蒸気は圧力抑制プール６内で凝縮し、非凝縮性の窒素は圧力抑制プール６内では凝縮せずにウェットウェル気相部７に移行する。このＬＯＣＡベント管８からの急激なベントにより、ドライウェル４内の窒素はたとえばＬＯＣＡ後１分程度でほとんどウェットウェル５に移行してしまう。

その後はベント流量が少なくなり、ガスベント管２２の圧力抑制プール６内の水没水深は、ＬＯＣＡベント管８の水没水深よりも浅く設定されているので、ドライウェル４内のガスはＬＯＣＡ後しばらくするとガスベント管２２を経由してウェットウェル５にベントされるようになる。

このように、ベント流量が静定し、炉心燃料の崩壊熱に応じて発生する水蒸気はＬＯＣＡの破断口からドライウェル４に放出され、ＬＯＣＡベント管８ではなくガス供給配管２０から熱交換器１６に導かれて冷却される設計になっている。

その結果、炉心燃料の崩壊熱は、外部の冷却水１４に伝熱されるので、圧力抑制プール６の水が高温化して原子炉格納容器３の圧力が高くなることを防止することができる。静的格納容器冷却系１２は、このように外部動力を一切使用せずに、原子炉格納容器３を静的に冷却できるように設計されている。

次に、既設炉で検討されている全交流電源喪失（Ｓｔａｔｉｏｎ Ｂｌａｃｋｏｕｔ、以下「ＳＢＯ」ともいう。）等の過渡事象が発生した場合の安全強化策について図７により説明する。図７は、従来の原子力プラントの安全強化策の例を示す模式的立断面図である。

全交流電源喪失（ＳＢＯ）等の過渡事象発生時には、外部電源４１も非常用ディーゼル発電機４２からの電源も供給不能となるので、非常用ディーゼル発電機４２からの電源を必要とする動的な非常用炉心冷却系は全て運転不能に陥る。

一部の既設炉では、全交流電源喪失が発生した場合でも、高圧炉心スプレー系（Ｈｉｇｈ Ｐｒｅｓｓｕｒｅ Ｃｏｒｅ Ｓｐｒａｙ Ｓｙｓｔｅｍ、「ＨＰＣＳ」）の高圧炉心スプレー系ポンプ４６により、圧力抑制プール６等を水源として、炉心１への注水を行なうことができるように安全強化策が検討されている。たとえば、高台４３に設置した追加のガスタービン発電機４４による電源の多様化や、エアフィンクーラー等による空冷冷却系４５による高圧炉心スプレー系ポンプ４６の冷却の多様化などである。

この多様化した高圧炉心スプレー系を、以下の説明では、多様化高圧炉心スプレー系（Ｄｉｖｅｒｓｅ ＨＰＣＳ、「ＤＨＰＣＳ」）４７と呼ぶ。この多様化高圧炉心スプレー系（ＤＨＰＣＳ）４７には炉心１への注水機能はあるが、炉心燃料から発生する崩壊熱を原子炉格納容器３の外部に逃がす機能はない。

次に、従来のフィルターベントシステムについて、図８により説明する。フィルターベントシステム５０は、チェルノビル原子力発電所の事故の後、欧州の原子力プラントで採用されている。

図８は、従来のフィルターベントシステムの設計例を示す立断面図である。フィルターベントシステム５０は、除染水５２を蓄えたフィルターベント容器５１と、原子炉格納容器３内のガスを除染水５２に導く入り口配管５３と、フィルターベント容器５１の気相部のガスを環境に放出する出口配管５４とを有する。

フィルターベント容器５１等の設置場所は建屋内に限定されない。フィルターベント容器５１等は、既設炉に後から設置される場合は、原子炉建屋の外部に設置されることが多い。一方、建設当初から設置する場合は原子炉建屋等の内部に設置されることもある。

除染水５２の内部にベンチュリースクラッバー５５を設置し、入り口配管５３から導かれるガスをベンチュリースクラッバー５５に通すタイプのものがあるが、ベンチュリースクラッバー５５は必須ではない。また、フィルターベント容器５１の気相部に金属ファイバーフィルター５６を設置するタイプのものがあるが、金属ファイバーフィルター５６は必須ではない。

図８では、ベンチュリースクラッバー５５と金属ファイバーフィルター５６の両方を設けた場合について示している。入り口配管５３には、一例として、隔離弁５７ａ、５７ｂが直列に、また、これらと並列にラプチャーディスク５８が、また、ラプチャーディスク５８の前後に常時開の隔離弁５９ａ、５９ｂが設置されている。

また、出口配管５４には出口弁６０が設置されている。従来のフィルターベントシステムでは、入り口配管５３は、原子炉格納容器３内のガスを取入れるため、一端が原子炉格納容器３に直接接続されている。

入り口配管５３は図８では１本で表示しているが、２本に分岐し、片方は、不活性ガス系の不活性ガス系出口配管２７のドライウェル４の貫通口２８（図１参照）に接続し、もう片方は、不活性ガス系の不活性ガス系出口配管２７aのウェットウェル５の貫通口３４（図３参照）に接続される例が一般的である。隔離弁５７ａ、５７ｂ、ラプチャーディスク５８、隔離弁５９ａ、５９ｂは分岐した配管にそれぞれ設置されている。

ここで、不活性ガス系は、原子炉格納容器３内の雰囲気を窒素で置換し、あるいは、空気雰囲気に戻すために一般的に設置されている。不活性ガス系には、一般に、原子炉格納容器３にガスを入れる入口配管と原子炉格納容器３内のガスを外部に排出する出口配管とがある。

不活性ガス系は、不活性ガス系出口配管２７が原子炉格納容器３の貫通口２８に接続し、不活性ガス系出口配管２７上に第１隔離弁２９が設けられている。不活性ガス系出口配管２７の他端はフィルターベント容器５１の入口配管５３に接続している。

また、不活性ガス系出口配管２７と分岐した不活性ガス系出口配管２７ａがウェットウェル５の貫通口３４に接続し、不活性ガス系出口配管２７ａ上に第１隔離弁２９ａが設けられている。（図３参照）
また、事故時に圧力抑制プール６のプール水を汲み上げて、これをドライウェル４内にスプレー水として散布して原子炉格納容器３の内部を除熱し、また放射性物質を除染する目的で一般に原子炉格納容器スプレー系が設けられている。原子炉格納容器スプレー系のスプレー管は上部と下部の二段に分けて設置される例が多い。その場合、下段のものを下部ドライウェルスプレー管、上段のものを上部ドライウェルスプレー管と呼ぶ。

特開平０８−１８４８９７号公報

発生した事象がＬＯＣＡではなく、全交流電源喪失等の過渡事象の場合には、原子炉圧力容器２への注水は、多様化高圧炉心スプレー系４７で圧力抑制プール水を使用して行なうことができる。しかし、この多様化高圧炉心スプレー系４７には、炉心１で発生する崩壊熱を原子炉格納容器３の外部に逃がす機能はない。

炉心燃料の崩壊熱により原子炉圧力容器２内で発生した蒸気は、逃がし安全弁７２を通り、逃がし配管７３を経由して圧力抑制プール６に移行し凝縮するため、炉心燃料の崩壊熱は、徐々に圧力抑制プール６のプール水に移行する。このため、圧力抑制プール６のプール水の温度が高くなる。

圧力抑制プール６のプール水温が高くなると、ウェットウェル気相部７に飽和蒸気が発生し、ウェットウェル気相部７の圧力がドライウェル４内の圧力よりも高くなる。

そのためウェットウェル気相部７内のガス（主に水蒸気と窒素）が真空破壊弁９を通りドライウェル４に移行する。これによりドライウェル４内の圧力も高くなり、ドライウェル４内のガス（主に窒素と水蒸気）が、ガス供給配管２０から熱交換器１６に導かれる。そのため窒素等の非凝縮性ガスが伝熱管１９内と出口プレナム１８内に滞留してしまう。

しかし、圧力抑制プール６のプール水が高温化する過渡事象の場合には、ウェットウェル５の圧力がドライウェル４の圧力よりも高いため、熱交換器１６内に滞留した非凝縮性ガスを、ドライウェル４とウェットウェル５の差圧によってウェットウェル５に排出することができない。

このため、全交流電源喪失のような過渡事象発生時には、従来の静的格納容器冷却系１２は原子炉格納容器３の冷却を行なうことができない。この状態がしばらく続くと原子炉格納容器３は過圧破損を発生する可能性がある。

その際の急激な圧力減少により圧力抑制プール６のプール水が減圧沸騰すると、多様化高圧炉心スプレー系４７のポンプは停止してしまう。あるいは、圧力抑制プール６自体が過圧破損し水が流出することによっても、多様化高圧炉心スプレー系４７のポンプは停止してしまう。

その結果、炉心損傷が発生するおそれがある。静的格納容器冷却系１２は、外部動力電源を必要とせず、全交流電源喪失の時にこそその安全機能が期待されるにもかかわらず、安全機能を果たすことができない可能性がある。

このため、原子炉圧力容器２に減圧弁（ＤＰＶ）を設置して、過渡事象発生時にも強制的に蒸気相破断ＬＯＣＡを発生させるようにしたＥＳＢＷＲのようなプラントがあるが、これは過渡事象をわざわざＬＯＣＡに拡大させる装置であるので望ましい選択ではない。

従って、このような減圧弁に頼ることなく、全交流電源喪失のような過渡事象発生時であっても、原子炉格納容器３を安全に冷却できる静的格納容器冷却系１２を提供することが重要な課題である。

また、フィルターベントシステム５０を作動させた場合は、原子炉格納容器３内のガスはフィルターベント容器５１に排出されるので、静的格納容器冷却系１２のガス供給配管２０は、原子炉格納容器３内のガスを熱交換器１６に供給できなくなってしまう。

そのため、凝縮水を原子炉格納容器３内に還流することができず、外部水源から原子炉格納容器３内に注水を継続する必要がある。たとえば巨大な津波によって残留熱除去系が回復不可能な状態になった場合は、長期間にわたって外部水源からの注水を継続する必要がある。

従って、フィルターベントシステム５０を作動させた場合であっても、外部水源からの注水を不要にするため、静的格納容器冷却系１２による原子炉格納容器３の冷却を可能にすることが重要な課題である。

そこで、本発明の実施形態は、全交流電源喪失のような過渡事象発生時であっても、原子炉格納容器を安全に冷却できることを目的とする。

上述の目的を達成するため、本発明による原子力プラントは、炉心と、前記炉心を収容する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を収納するドライウェルと、前記ドライウェルとＬＯＣＡベント管を介して連結された圧力抑制プールを下部に収納し上部にウェットウェル気相部を有するウェットウェルと、前記ウェットウェル気相部内のガスを前記ドライウェルに環流する真空破壊弁と、前記ドライウェルと前記ＬＯＣＡベント管と前記ウェットウェルと前記真空破壊弁とを有する原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器の外部に設置されて冷却水を貯留する冷却水プールと、入口プレナムと出口プレナムと伝熱管とを有し少なくとも一部が冷却水に水没した熱交換器と、一端が前記熱交換器の前記入口プレナムに接続されもう一端が前記ドライウェルに接続されて前記ドライウェル内のガスを前記熱交換器に導くガス供給配管と、一端が前記熱交換器の前記出口プレナムに接続されもう一端が前記原子炉格納容器に接続されて前記熱交換器内の凝縮水を前記原子炉格納容器に導く凝縮水戻り配管と、一端が前記熱交換器の前記出口プレナムに接続しもう一端が前記ウェットウェルの外部に接続し前記熱交換器内の非凝縮性ガスを前記ウェットウェルの外部に放出するガスベント配管と、を備え、前記ガスベント配管は前記ウェットウェルに接続していないことを特徴とする。

また、本発明による静的格納容器冷却系は、炉心を収容する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を収納するドライウェルと、前記ドライウェルとＬＯＣＡベント管を介して連結された圧力抑制プールを下部に収納し上部にウェットウェル気相部を有するウェットウェルと、前記ウェットウェル気相部内のガスを前記ドライウェルに環流する真空破壊弁と、前記ドライウェルと前記ＬＯＣＡベント管と前記ウェットウェルと前記真空破壊弁とを有する原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器の外部に設置されて冷却水を貯留する冷却水プールと、入口プレナムと出口プレナムと伝熱管とを有して少なくとも一部が冷却水に水没した熱交換器と、一端が前記熱交換器の前記入口プレナムに接続されもう一端が前記ドライウェルに接続されて前記ドライウェル内のガスを前記熱交換器に導くガス供給配管と、一端が前記熱交換器の前記出口プレナムに接続されもう一端が前記原子炉格納容器に接続されて前記熱交換器内の凝縮水を前記原子炉格納容器に導く凝縮水戻り配管と、一端が前記熱交換器の前記出口プレナムに接続しもう一端が前記ウェットウェルの外部に接続し前記熱交換器内の非凝縮性ガスを前記ウェットウェルの外部に放出するガスベント配管と、を備え、前記ガスベント配管は前記ウェットウェルに接続していなく、事故及び過渡事象時に前記炉心から放出される崩壊熱を前記原子炉格納容器の外部の環境に放出するように構成されたことを特徴とする。

本発明の実施形態によれば、全交流電源喪失のような過渡事象発生時であっても、原子炉格納容器を安全に冷却することができる。

本発明の第１の実施形態に係わる原子力プラントの原子炉格納容器まわりの構成を示す立断面図である。 本発明の第２の実施形態に係わる原子力プラントの原子炉格納容器まわりの構成を示す立断面図である。 本発明の第３の実施形態に係わる原子力プラントの原子炉格納容器まわりの構成を示す立断面図である。 本発明の第４の実施形態に係わる原子力プラントの原子炉格納容器まわりの構成を示す立断面図である。 従来の静的格納容器冷却系の構成の例を示す立断面図である。 従来の静的格納容器冷却系の熱交換器の例を示す立断面図である。 従来の原子力プラントの安全強化策の例を示す模式的立断面図である。 従来のフィルターベントシステムの設計例を示す立断面図である。

以下、図１〜図４を参照して本発明の実施形態に係る原子力プラントおよび静的格納容器冷却系について説明する。ここで、前述の従来技術と同一または類似の部分について、また下記の実施形態どうしで同一または類似の部分については、共通の符号を付して、重複説明は省略し要部のみを説明する。

［第１の実施形態］
図１は、本発明の第１の実施形態に係わる原子力プラントの原子炉格納容器まわりの構成を示す立断面図である。図１に示す実施形態は、ＭａｒｋＩ改良型と呼ばれる原子炉格納容器を使用しているが、原子炉格納容器の型式はＭａｒｋＩ改良型に限定されない。圧力抑制プールによる圧力抑制機能を持つ全ての圧力抑制型の原子炉格納容器に普遍的に適用される。

因みに、ＭａｒｋＩ改良型原子炉格納容器の特徴は、ドライウェル４がタンク型であること、ウェットウェル５が円環状であること、ドライウェル４とウェットウェル５は一体型ではなく、両者の間はベント管８ｃで連結されていること、真空破壊弁９がベント管８ｃの先端に設置されていることなどである。

しかし、圧力抑制型の原子炉格納容器としての基本的特性は、他の圧力抑制型原子炉格納容器と同一である。なお、ＭａｒｋＩ改良型の特徴として、ベント管８ｃにリングヘッダー８ａが接続されていて、リングヘッダー８ａから一対になったダウンカマー８ｂが圧力抑制プール６の中に延びている。ＭａｒｋＩ改良型の場合ＬＯＣＡベント管８はベント管８ｃ、リングヘッダー８ａおよびダウンカマー８ｂとを有する。

図１に示すように、炉心１を内包する原子炉圧力容器２が原子炉格納容器３内に設けられており、原子炉格納容器３の外側には冷却水プール１３が設けられている。

冷却水プール１３はプール型とタンク型のいずれでも良い。図１ではプール型のものを表示している。プール型の場合は上部を上蓋で覆う。また、図１には示していないが冷却水プール１３の上部の気相部分には環境へ蒸気を放出する排気口が設けられている。（図４を参照）
原子炉格納容器３内の雰囲気の窒素への置換等を行うための不活性ガス系が設けられており、この不活性ガス系の不活性ガス系出口配管２７が原子炉格納容器３に接続されている。不活性ガス系出口配管２７上には第１隔離弁２９が設けられている。

また、事故時に原子炉格納容器３の内部を除熱し、また放射性物質を除染するための原子炉格納容器スプレー系が設けられており、原子炉格納容器スプレー系の下部ドライウェルスプレー管３０が原子炉格納容器３に接続されている。下部ドライウェルスプレー管３０上には第１隔離弁３１が設けられている。

冷却水プール１３内には熱交換器１６が設置されている。熱交換器１６の入口プレナム１７にはガス供給配管２０が接続されている。本実施形態では、ガス供給配管２０の他端は不活性ガス系出口配管２７の第１隔離弁２９と原子炉格納容器３の貫通口２８との間の部分から分岐している。但し、ガス供給配管２０のドライウェル４との接続個所はこれに限定されず、他の貫通口に接続する配管から分岐させても良いし、また、独自の貫通口を設けても良い。独自の貫通口を設ける場合は、たとえば、原子炉格納容器上蓋１０に設ける。

また、熱交換器１６の出口プレナム１８の下部と、格納容器スプレー系の下部ドライウェルスプレー管３０の第１隔離弁３１より原子炉格納容器側との間に、凝縮水戻り配管２１が接続されている。

但し、この場合の凝縮水戻り配管２１の原子炉格納容器側との接続個所は一例であって、出口プレナム１８より下方の原子炉格納容器３の任意の個所に接続しても良い。たとえば、既に存在する原子炉格納容器３の貫通口に接続される配管に分岐させて接続しても良い。

また、専用の貫通口を設けて接続しても良い。但し、重力で凝縮水を戻すので、出口プレナム１８より下方であることが必要である。

熱交換器１６の出口プレナム１８の上部にはガスベント管２２が接続されウェットウェル５の外部に導かれている。ガスベント管２２の先端はウェットウェル５には接続されず、ウェットウェル５の外部のドライウェル４を除く任意の個所に導かれる。その一例としては、図１に示すように排気塔２５内に至るように布設されている。

ガスベント管２２には、ベント弁２４が設けられている。ベント弁２４は、図では１個のみ表示しているが、直列に２弁設置するなど複数個を設置しても良い。また、ガスベント管２２を排気塔２５に導く場合には、図１に示すように、排気塔２５までの配管に出口弁２６を設けても良い。

また、ウェットウェル５の圧力抑制プール６から、取水して原子炉圧力容器２内に冷却水を注水する多様化高圧炉心スプレー系４７が設けられており、多様化高圧炉心スプレー系４７はＤＨＰＣＳポンプ入口弁４７ａ、高圧炉心スプレー系ポンプ４６およびＤＨＰＣＳポンプ出口弁４７ｂを有する。

但し、多様化高圧炉心スプレー系４７は一例であって、ＳＢＯ時に炉心に注水が可能な任意の注水系が多様化高圧炉心スプレー系４７に代えて使用可能である。例えば、専用の多様化した電源と専用の機器冷却系を保有するＳＢＯ時専用の注水系がある。

ガスベント管２２にはベント弁２４を設け、このベント弁２４を通常時は閉鎖し、全交流電源喪失等の過渡事象発生時に開にする。

全交流電源喪失等の過渡事象発生時には、炉心燃料からの放射能放出はないので、ガスベント管２２を排気塔２５に導き放射能の拡散による希釈を行うことは必須ではない。設計基準事故である冷却材喪失事故が発生した場合には、動的な非常用炉心冷却系の作動が期待できるので静的格納容器冷却系１２は必要ない。

一方、全交流電源喪失（ＳＢＯ）が発生した場合には、非常用ディーゼル発電機からの電源を必要とする動的な非常用炉心冷却系は全て運転不能に陥る。この場合には、まず多様化高圧炉心スプレー系（ＤＨＰＣＳ）４７により、圧力抑制プール６を水源として炉心への注水を行なう。

この運転を続けると、炉心燃料の崩壊熱により原子炉圧力容器２内で発生した蒸気は、逃がし安全弁（ＳＲＶ）を通り、圧力抑制プール６に移行し凝縮するため、炉心燃料の崩壊熱は徐々に圧力抑制プール６内のプール水に移行し、圧力抑制プール６内のプール水温が高くなる。

なお、逃がし安全弁は、図１では図示を省略しているが、図５に示す構成と同様であって、逃がし安全弁７２に逃がし配管７３が接続され、この逃がし配管７３の先端が圧力抑制プール６内に浸漬している。

圧力抑制プール６内のプール水の温度が高くなると、ウェットウェル気相部７に飽和蒸気が発生し、ウェットウェル気相部７の圧力が高くなる。水温が１００℃の場合の飽和蒸気圧は１０１ｋＰａであるが、水温が１５０℃になると飽和蒸気圧は４７６ｋＰａにも達する。

そのため真空破壊弁９が開き、ウェットウェル気相部７内のガス（主に水蒸気と窒素）が真空破壊弁９を通りドライウェル４に流入する。これによりドライウェル４内の圧力も高くなり、ドライウェル４内のガス（主に窒素と水蒸気）が、ガス供給配管２０から熱交換器１６に導かれる。

窒素等の非凝縮性ガスは、伝熱管１９を通り出口プレナム１８に移行するので、ガスベント管２２上に設けたベント弁２４を開にする。出口弁２６を設置する場合はこれも開にする。ベント弁２４は、交流電源を使用しないものにする。たとえば、直流電源作動弁、空気作動弁、手動作動弁がある。出口弁２６を設置する場合も同じ設計にする。

原子炉格納容器３内の圧力は、蒸気の発生により環境の圧力よりも高いため、出口プレナム１８内の非凝縮性ガスは、この圧力差により環境に排出される。この運転を続けると、数時間で原子炉格納容器３内の非凝縮性ガスはほぼ全量、原子炉格納容器３の外部に排出され、原子炉格納容器３内のガスはほぼ水蒸気だけで占められるようになる。

その後は、熱交換器１６により原子炉格納容器３内の水蒸気が効率良く凝縮されて、凝縮水が凝縮水戻り配管２１を通り、重力により原子炉格納容器３内に還流される。炉心燃料から放出される崩壊熱は、原子炉格納容器３内の水蒸気に移行し、熱交換器１６で熱交換され、水蒸気から冷却水プール１３の冷却水１４に移行する。さらに冷却水１４が蒸発して環境に放熱される。

このように構成された本実施形態では、全交流電源喪失等の過渡事象発生時にも、原子炉格納容器３の冷却を静的に行なうことができる。炉心燃料は、多様化高圧炉心スプレー系（ＤＨＰＣＳ）４７で冷却されているため、炉心燃料から放射性物質が漏洩することはなく原子炉格納容器３内のガスには放射能はない。

したがって、ガスベント管２２から原子炉圧力容器２内の非凝縮性ガス（主に窒素）を外部環境に放出しても、環境が放射性物質によって汚染されることはない。原子炉格納容器３は、静的格納容器冷却系１２によって冷却される。

これによって、想定外の全交流電源喪失が発生しても、原子炉を安全に停止し、原子力プラントの安全性を維持することが可能になる。プラントの主要部分の財産の保全も行なうことが可能になる。

炉心燃料、原子炉圧力容器２、原子炉格納容器３のいずれも損傷しないので、外部電源等の周辺部分の機器の故障が回復すると直ちに発電を再開できる。放射能の放散も防止可能となるので、周辺地域社会が原子力プラントの事故により大きな被害を蒙ることも防止できる。

本実施形態では、一例として、ガス供給配管２０は、ドライウェル４の不活性ガス系（ＡＣ系）出口配管２７の貫通口２８と第１隔離弁２９との間から分岐している。また、凝縮水戻り配管２１はドライウェル４の下部ドライウェルスプレー管３０の貫通口と第１隔離弁３１との間から分岐している。そのため、静的格納容器冷却系１２のために新たな原子炉格納容器の貫通口を設ける必要がない。

本実施形態によれば、巨大地震や大津波によって原子力プラントが長期の全交流電源喪失に陥った場合であっても、原子力プラントを安全に停止することができ、炉心燃料の損傷を防止し放射能の放散を完全に防止できる。

炉心燃料、原子炉圧力容器、原子炉格納容器などの主要設備の健全性が維持され、原子力プラントの財産の保全を図ることができる。新たな冷却プールや原子炉格納容器の貫通口を設ける必要がなく、既設の原子力プラントに適用することができる。減圧弁（ＤＰＶ）のような設備を使用することなく、静的格納容器冷却系を機能させることができる。

［第２の実施形態］
図２は、本発明の第２の実施形態に係わる原子力プラントの原子炉格納容器まわりの構成を示す立断面図である。

本実施形態においては、ドライウェル４とウェットウェル５の外部に外部ウェル３２を設ける。外部ウェル３２内の雰囲気は窒素で置換する。ガスベント管２２が、熱交換器１６の出口プレナム１８と外部ウェル３２とに接続されている。

さらに、外部ウェル３２内に内部に水を貯えた水封プール３３を設け、ガスベント管２２の先端を、この水封プール３３に水没するように設置する。その他の構成は、第１の実施形態と同様である。

これにより、全交流電源喪失時に万一炉心燃料が損傷し放射性物質と水素が発生しても、環境への放出と水素の爆轟を防止することが可能になる。また、水封プール３３には放射性物質の除染と外部ウェル３２内の雰囲気が熱交換器１６に逆流すること防止する機能がある。

［第３の実施形態］
図３は、本発明の第３の実施形態に係わる原子力プラントの原子炉格納容器まわりの構成を示す立断面図である。

本実施形態においては、放射性物質を除染する除染水５２を内部に蓄えたフィルターベント容器５１が原子炉格納容器３の外部に設けられている。また、出口プレナム１８の上部から出たガスベント管２２の一端がフィルターベント容器５１の入り口配管５３に接続されている。

フィルターベント容器５１に接続する出口配管５４が設けられており、出口配管５４上には出口弁６０が設けられている。但し、出口弁６０は必須ではない。

その他の構成は、第１の実施形態と同様である。

これにより、熱交換器１６内に蓄積する非凝縮性ガスをフィルターベント容器５１内の除染水５２に導き、熱交換器１６内の非凝縮性ガスを除染した上で、フィルターベント容器５１に設けられた出口配管５４から環境に放出する。

出口配管５４は排気塔２５に導いても良い。出口配管５４には出口弁６０を設置してもよい。出口弁６０は図では１個のみを表示しているが、直列に複数個設置しても良い。また、出口配管５４にラプチャーディスクを設置してもよい。

本実施形態によれば、全交流電源喪失時に万一炉心燃料が損傷し放射性物質が発生しても、環境への放出を大幅に制限するこが可能になる。また、炉心燃料から発生する崩壊熱は、熱交換器１６によって冷却水１４に伝熱されるので、高温の水蒸気がフィルターベント容器５１に流入することがない。そのため、フィルターベント容器５１の除染水５２が蒸発することを防止できる効果がある。

［第４の実施形態］
図４は、本発明の第４の実施形態に係わる原子力プラントの原子炉格納容器まわりの構成を示す立断面図である。原子炉格納容器３の外部に燃料プール３５および機器プール３８が設けられている。燃料プール３５は使用済み燃料を保管するためのプールである。機器プール３８は燃料交換時に炉内構造物（ドライヤーおよび気水分離器）を一時的に保管するためのプールである。

本実施形態においては、冷却水プール１３は既設プラントの燃料プール３５の一部を水密性の分離壁３６で区画し、さらに気密性の上蓋３７で覆い環境への排気口１５を設けた構造とする。

排気口１５は、上蓋３７ではなく燃料プール３５の側壁に接続してもよい。また、機器プール３８との間に補給配管３９を設け、あらかじめ機器プール３８内に貯めておいた水を重力により冷却水プール１３に補給する構成とする。補給配管３９には隔離弁４０を設置しても良い。

この隔離弁４０は、現場で開けられるようにハンドル付きのものとするとともに、爆破弁や直流電動弁など交流電源を必要としないものにする。補給配管３９は、たとえば原子炉格納容器３の周りを迂回するように設置される。

その他の構成は、第１の実施形態ないし第３の実施形態と同様である。

本実施形態によれば、静的格納容器冷却系１２を既設炉に追加する場合に、新たに冷却水プール１３を設置する必要がなくなる。また、分離壁３６で区画することにより、燃料冷却用のプール水の枯渇を防止できる。上蓋３７で覆い環境への排気口１５を設けることにより、発生する水蒸気を原子炉建屋内に滞留させずに環境に放出できる。また、機器プール３８から冷却水を補給することにより、さらに長い時間全交流電源喪失時に、原子炉格納容器３の冷却を継続することができる。

［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…ドライウェル、５…ウェットウェル、６…圧力抑制プール、７…ウェットウェル気相部、８…ＬＯＣＡベント管、８ａ…リングヘッダー、８ｂ…ダウンカマー、８ｃ…ベント管、９…真空破壊弁、１０…原子炉格納容器上蓋、１１…水遮蔽、１２…静的格納容器冷却系、１３…冷却水プール、１４…冷却水、１５…排気口、１６…熱交換器、１７…入口プレナム、１８…出口プレナム、１９…伝熱管、２０…ガス供給配管、２１…凝縮水戻り配管、２２…ガスベント管（ガスベント配管）、２３…管板、２４…ベント弁、２５…排気塔、２６…出口弁、２７、２７ａ…不活性ガス系出口配管、２８…貫通口、２９、２９ａ…第１隔離弁、３０…下部ドライウェルスプレー管（格納容器スプレー系配管）、３１…第１隔離弁、３２…外部ウェル、３３…水封プール、３４…貫通口、３５…燃料プール、３６…分離壁、３７…上蓋、３８…機器プール、３９…補給配管（連絡配管）、４０…隔離弁（連絡弁）、４１…外部電源、４２…非常用ディーゼル発電機、４３…高台、４４…ガスタービン発電機、４５…空冷冷却系、４６…高圧炉心スプレー系ポンプ、４７…多様化高圧炉心スプレー系、４７ａ…ＤＨＰＣＳポンプ入口弁、４７ｂ…ＤＨＰＣＳポンプ出口弁、４８，４９…送電ケーブル、５０…フィルターベントシステム、５１…フィルターベント容器、５２…除染水、５３…入り口配管、５４…出口配管、５５…ベンチュリースクラッバー、５６…金属ファイバーフィルター、５７ａ、５７ｂ…隔離弁、５８…ラプチャーディスク、５９ａ、５９ｂ…隔離弁、６０…出口弁、７１…主蒸気配管、７２…逃がし安全弁、７３…逃がし配管、１００…原子炉建屋

Claims (8)

1. 炉心と、
   前記炉心を収容する原子炉圧力容器と、
   前記原子炉圧力容器を収納するドライウェルと、
   前記ドライウェルとＬＯＣＡベント管を介して連結された圧力抑制プールを下部に収納し上部にウェットウェル気相部を有するウェットウェルと、
   前記ウェットウェル気相部内のガスを前記ドライウェルに環流する真空破壊弁と、
   前記ドライウェルと前記ＬＯＣＡベント管と前記ウェットウェルと前記真空破壊弁とを有する原子炉格納容器と、
   前記原子炉格納容器の外部に設置されて冷却水を貯留する冷却水プールと、
   入口プレナムと出口プレナムと伝熱管とを有し少なくとも一部が冷却水に水没した熱交換器と、
   一端が前記熱交換器の前記入口プレナムに接続されもう一端が前記ドライウェルに接続されて前記ドライウェル内のガスを前記熱交換器に導くガス供給配管と、
   一端が前記熱交換器の前記出口プレナムに接続されもう一端が前記原子炉格納容器に接続されて前記熱交換器内の凝縮水を前記原子炉格納容器に導く凝縮水戻り配管と、
   一端が前記熱交換器の前記出口プレナムに接続しもう一端が前記ウェットウェルの外部に接続し前記熱交換器内の非凝縮性ガスを前記ウェットウェルの外部に放出するガスベント配管と、
   を備え、
   前記ガスベント配管は前記ウェットウェルに接続していないことを特徴とする原子力プラント。
2. 前記ドライウェルと前記ウェットウェルとの外部に設けられた外部ウェルと、
   前記外部ウェル内に設けられ内部に水を蓄えた水封プールと、
   一端が前記熱交換器の前記出口プレナムに接続しもう一端が前記水封プール内に水没して設置され前記熱交換器内の非凝縮性ガスを前記ウェットウェルの外部の前記外部ウェルに放出するガスベント配管と、
   をさらに備え、
   前記ガスベント管は前記ウェットウェルに接続していないことを特徴とする請求項１に記載の原子力プラント。
3. 前記ドライウェルと前記ウェットウェルとの外部に設けられて放射性物質を除染する除染水を貯留するフィルターベント容器と、
   一端が前記フィルターベント容器内の前記除染水に導かれもう一端が前記フィルターベント容器の外部に導かれた入り口配管と、
   一端が前記熱交換器の前記出口プレナムに接続しもう一端が前記フィルターベント容器の前記入り口配管に接続し前記熱交換器内の非凝縮性ガスを前記ウェットウェルの外部の前記フィルターベント容器に放出するガスベント配管と、
   前記フィルターベント容器内のガスを環境に放出する出口配管と、
   をさらに備え、
   前記ガスベント配管は前記ウェットウェルに接続していないことを特徴とする請求項１に記載の原子力プラント。
4. 前記原子炉格納容器の外部に設けられた燃料プールをさらに備え、
   前記冷却水プールは前記燃料プールの一部を分離壁で区画し上蓋で覆い環境への排気口を設けたことを特徴とする請求項１から３のいずれか一つに記載の原子力プラント。
5. 前記原子炉格納容器の外部に設けられた機器プールと、
   前記機器プールと前記冷却プールとの間に設けられた補給配管と、
   をさらに備え、
   前記補給配管によって機器プール内の水を重力により冷却水プールに補給することを特徴とする請求項４に記載の原子力プラント。
6. 前記ドライウェルに接続されて前記ドライウェル内の不活性ガスの排出を行う不活性ガス系出口配管と、前記不活性ガス系出口配管に設けられた第１隔離弁とをさらに備え、
   前記ガス供給配管の一端は前記ドライウェルの前記不活性ガス系出口配管の貫通口と前記第１隔離弁の間の配管に接続されていることを特徴とする請求項１から５のいずれか一つに記載の原子力プラント。
7. 前記ドライウェルに接続された原子炉格納容器スプレー系配管と、前記原子炉格納容器スプレー系配管に設けられた第１隔離弁と、をさらに備え、
   前記凝縮水戻り配管は前記原子炉格納容器スプレー系配管の前記ドライウェルと前記第１隔離弁との間の配管に接続されていることを特徴とする請求項１から６のいずれか一つに記載の原子力プラント。
8. 炉心を収容する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を収納するドライウェルと、前記ドライウェルとＬＯＣＡベント管を介して連結された圧力抑制プールを下部に収納し上部にウェットウェル気相部を有するウェットウェルと、前記ウェットウェル気相部内のガスを前記ドライウェルに環流する真空破壊弁と、前記ドライウェルと前記ＬＯＣＡベント管と前記ウェットウェルと前記真空破壊弁とを有する原子炉格納容器と、
   前記原子炉格納容器の外部に設置されて冷却水を貯留する冷却水プールと、
   入口プレナムと出口プレナムと伝熱管とを有して少なくとも一部が冷却水に水没した熱交換器と、
   一端が前記熱交換器の前記入口プレナムに接続されもう一端が前記ドライウェルに接続されて前記ドライウェル内のガスを前記熱交換器に導くガス供給配管と、
   一端が前記熱交換器の前記出口プレナムに接続されもう一端が前記原子炉格納容器に接続されて前記熱交換器内の凝縮水を前記原子炉格納容器に導く凝縮水戻り配管と、
   一端が前記熱交換器の前記出口プレナムに接続しもう一端が前記ウェットウェルの外部に接続し前記熱交換器内の非凝縮性ガスを前記ウェットウェルの外部に放出するガスベント配管と、
   を備え、
   前記ガスベント配管は前記ウェットウェルに接続していなく、
   事故及び過渡事象時に前記炉心から放出される崩壊熱を前記原子炉格納容器の外部の環境に放出するように構成されたことを特徴とする静的格納容器冷却系。

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