JP2014081219A - 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、仮に、さらに炉心損傷が発生した場合であってもフィルターベント装置を作動させることなく原子炉格納容器を安全に冷却できる。即ち、過酷事故が発生した場合であってもノーベントで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、ウェットウェル５から入口プレナム１７にガスを供給するガス供給配管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、出口プレナム１８からドライウェル４にガスをベントするガスベント管２２とを備える。
【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７から図１０によりその概要を説明する。

図７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７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７ではＲＣＣＶの例を示している。

原子炉圧力容器２は円筒状のペデスタル６１によりＲＰＶスカート６２およびＲＰＶサポート６３を介して支持されている。ペデスタル６１は鋼製、コンクリート製、両者の複合構造等がある。ドライウェル４のうち原子炉圧力容器２の下方であって、ペデスタル６１の円筒状の壁により囲まれるペデスタル６１の内側の空間を、ペデスタルキャビティー６１ａという。ＡＢＷのＲＣＣＶの場合はペデスタル６１の円筒状の壁はウェットウェル５とドライウェル４の境界の壁を形成していて特にこの空間を下部ドライウェルと呼んでいる。

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７では２本のみを表示している。ＲＣＣＶの場合はＬＯＣＡベント管８はペデスタル６１の円筒状の壁の内部を通って設置されている。そのためＲＣＣＶの場合は、このペデスタル６１の円筒状の壁をベント壁とも言う。ベント壁は厚さが約１．７ｍの鉄筋コンクリート製で内側と外側の表面は鋼製である。ＬＯＣＡベント管８とペデスタル６１は原子炉格納容器３の一部を構成する。さらに、ＲＣＣＶの場合は事故時にペデスタル６１の内側のペデスタルキャビティー６１ａに溜まる水を圧力抑制プール６に還流する目的でリターンライン６４が複数個設けられている。リターンライン６４は一端がペデスタルキャビティー６１ａに開口しもう一端がＬＯＣＡベント管８内に開口している。ＲＣＣＶ以前の代表的な原子炉格納容器の型式としてＭａｒｋＩ型とＭａｒｋＩＩ型があるがこれらにはリターンラインは設けられていない。これらの型式ではペデスタル６１の円筒状の壁に運転員が出入りするための開口部が設けられていて事故時にペデスタルキャビティ６１ａに溜まる水はこの開口部からドライウェル４内に流出しさらにＬＯＣＡベント管８を通り圧力抑制プール６に還流する構成となっている。

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７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。

原子炉格納容器３の雰囲気は、沸騰水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７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５参照）。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、排出配管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７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。プール型の場合は上部は上蓋で覆われている。この上蓋は冷却水１４が沸騰して発生する蒸気を建屋内に放出しないために設けられるが必須ではない。図７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７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８参照）。

図７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７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８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８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８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７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７参照）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９により説明する。図９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１０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１０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（図９参照）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１０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５７が設置され、また、これ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に接続されている。

入り口配管５３は図１０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のウェットウェル５の貫通口２８（図１参照）に接続され、もう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３４（図１参照）に接続される例が一般的である。ドライウェル４への分岐ラインについては図示を省略している。隔離弁５７、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上に不活性ガス系出口配管隔離弁２９が設けられている（図１参照）。不活性ガス系出口配管２７の他端は分岐して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、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。

次に、従来のコアキャッチャーについて説明する。従来のコアキャッチャーはたとえば特許文献２に記載されている。この例では円筒状のペデスタル内のコンクリート床の上に設置される。鋼製の本体の下部に冷却フィンと冷却チャンネルを備え、本体の上部には耐熱材が敷設されている。耐熱材はＭｇＯ（マグネシア），Ａｌ_２Ｏ_３（アルミナ）、ＺｒＯ_２（ジルコニア）等の金属酸化物を用いることが多いがこれらには限定されない。鋼製本体の底部は冷却チャンネルに勾配をつけるためすり鉢（コーン）状のものが多いが、勾配のない平板のものもある。コアキャッチャーは過酷事故（ＳＡ）時に原子炉圧力容器２の底部を炉心デブリが溶融貫通して落下して来た場合、ペデスタル６１の内の底部のコンクリートを高温のデブリから防護する機能を有している。

特開平０９−１８４８９７号公報 特開２００７−２２５３５６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、排出配管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、蒸気をドライウェル４内に放出することが考えられるが、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、仮に、さらに炉心損傷が発生した場合であってもフィルターベント装置を作動させることなく原子炉格納容器を安全に冷却できることを目的とする。即ち、過酷事故が発生した場合であってもノーベントで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、本発明の実施形態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支持するペデスタルと、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を具備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ウェットウェルに接続されて前記ウェット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されもう一端が前記ドライウェルに接続され前記熱交換器内の非凝縮性ガスを前記ドライウェルの内部に放出するガスベント配管とを備え、前記熱交換器は前記ウェットウェル内のガスを冷却し非凝縮性ガスを前記ドライウェル内に放出し凝縮水を前記原子炉格納容器内に戻すように構成され、前記ペデスタルは前記原子炉圧力容器下方のペデスタルキャビティを形成する、ことを特徴とする。

また、本発明の実施形態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を具備する原子炉格納容器を冷却するための冷却系であって、前記原子炉格納容器の外部に設置され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ウェットウェルに接続されて前記ウェット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ドライウェルに接続し前記熱交換器内の非凝縮性ガスを前記ドライウェル内に放出するガスベント配管とを備え、前記熱交換器は前記ウェットウェル内のガスを冷却し非凝縮性ガスを前記ドライウェル内に放出し凝縮水を前記原子炉格納容器内に戻す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、仮に、さらに炉心損傷が発生した場合であってもフィルターベント装置を作動させることなく原子炉格納容器を安全に冷却できる。即ち、過酷事故が発生した場合であってもノーベントで原子炉格納容器を安全に冷却できる。

本発明の第１の実施形態に係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１の実施形態に係る原子力プラントの原子炉格納容器まわりの詳細な構成を示す立断面図である。 本発明の第２の実施形態に係る原子力プラントの排気ファンまわりの構成を示す立断面図である。 本発明の第３の実施形態に係る原子力プラントのＰＣＣＳドレンタンク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５の実施形態に係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とからなる。

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３７で覆う。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１５が設けられている。冷却水プールの設置場所は原子炉建屋内でもよいし、原子炉建屋外でもよい。また、この設置場所は補助建屋内でも良いし、専用の建屋でも良いし、屋外であっても良い。排気口１５の出口は屋外の環境に導かれる。

また、冷却水プール１３は既に建設されているプラントの場合には、機器プール３８を使用することができる。図１では、機器プール３８を冷却水プールとして使用している例を図示している。勿論、冷却水プール１３は機器プール３８に限定されることはない。

機器プール３８を冷却水プール１３として用いる場合にはプラント運転中も冷却水を満たし、その中に熱交換器１６を取り付ける。また、上蓋３７と排気口１５を取り付ける。燃料交換時には、上蓋３７、排気口１５、熱交換器１６を取り外し、ドライヤーと気水分離器を保管する。また、機器プール３８のスペースに余裕がある場合は、熱交換器１６を常時設置しておく。

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が貫通口２８を介してウェットウェル５に接続されている。不活性ガス系出口配管２７上には不活性ガス系出口配管隔離弁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がドライウェル４に接続されている。下部ドライウェルスプレー管３０上には原子炉格納容器スプレー系隔離弁３１が設けられている。なお、ＲＣＣＶの場合には、原子炉格納容器スプレー系のドライウェル４へのスプレー管は上部と下部には分かれておらず１個である。

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の不活性ガス系出口配管隔離弁２９とウェットウェル５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のウェットウェル５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。

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の原子炉格納容器スプレー系隔離弁３１と原子炉格納容器３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３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が接続されドライウェル４に接続されている。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、ドライウェル４の任意の個所に接続される。その一例としては、図１に示すように不活性ガス系入口配管３２の不活性ガス入口配管隔離弁３３と貫通口３４の間の配管に接続されている。

ガスベント管２２には、排気ファン２４が設けられている。（図２を参照。）
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。

図２は、本発明の第１の実施形態に係る原子力プラントの原子炉格納容器まわりの詳細な構成を示す立断面図である。図２により静的格納容器冷却系１２と原子炉格納容器３との接続部分の詳細について説明する。

ガス供給配管２０上のウェットウェル５に近い場所に隔離弁２０ａが設置されている。ガス供給配管２０が図２に示すように不活性ガス系出口配管２７から分岐する場合は隔離弁２０ａは分岐点よりも熱交換器１６側に近い場所に設置される。

凝縮水戻り配管２１上にも原子炉格納容器３に近い場所に隔離弁２１ａが設置される。凝縮水戻り配管２１が図２に示すように下部ドライウェルスプレー管３０に接続される場合は隔離弁２１ａは接続点よりも熱交換器１６側に近い場所に設置される。出口プレナム１８と隔離弁２１ａの間の凝縮水戻り配管２１上に逆止弁２１ｂを設ける。逆止弁２１ｂは出口プレナム１８から原子炉格納容器３に向かう流れに対しては開になり、原子炉格納容器３から出口プレナム１８に向かう流れに対しては閉鎖する。

ガスベント管２２上には出口プレナム１８内のガスをドライウェル４内に排気する排気ファン２４が設置されている。排気ファン２４の電源はＳＢＯおよび苛酷事故専用の電源であるＳＡ電源７４から給電する。ＳＡ電源７４はガスタービン発電機の場合を示している。ＳＡ電源７４は、たとえばガスタービン発電機、ディーゼル発電機、バッテリーなどであるが、これらに限定されない。

排気ファン２４は、図２では１個のみ表示しているが、並列に２個設置するなど複数個を設置しても良い。また、ガスの排気は排気ファン２４に限らない。排気ファン２４の代わりに、圧縮機を用いてもよい。

また、ガスベント管２２のドライウェル４側には隔離弁２２ａが設置されている。ガスベント管２２が図２に示すように不活性ガス系入口配管３２に接続される場合は隔離弁２２ａは接続点よりも熱交換器１６側に近い場所に設置される。さらに、排気ファン２４と隔離弁２２ａとの間には逆止弁２２ｂが設置されている。逆止弁２２ｂは排気ファン２４からドライウェル４に向かう流れに対しては開になり、ドライウェル４から排気ファン２４に向かう流れに対しては閉鎖する。

隔離弁２０ａ，２１ａ、２２ａは、通常時は閉鎖し、全交流電源喪失等の過渡事象及び苛酷事故発生時に開にする。これらの隔離弁の作動源は設計基準事故用の非常用交流電源を使用しないものとする。たとえば、交流電動弁、直流電動弁、空気作動弁、手動作動弁がある。電動弁を用いる場合はＳＡ電源７４等のＳＢＯおよび苛酷事故専用の電源から給電する。

以下、図１および図２に基づき本実施形態の機能について説明する。

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。従って、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、隔離弁２０ａ，２１ａ，２２ａはいずれも閉鎖したままとする。

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７に示す構成と同様であって、逃がし安全弁７２に排出配管７３が接続され、この排出配管７３の先端が圧力抑制プール６内に浸漬している（図７参照）。

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。

圧力抑制プール６内の水温がたとえば１００℃に達したら静的格納容器冷却系１２の隔離弁２０ａ，２１ａ，２２ａを全て開にする。これによりウェットウェル気相部７内のガス（主に水蒸気と窒素）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（図８参照）に移行するので、ガスベント管２２上に設けた排気ファン２４を起動する。排気ファン２４には、ＳＢＯおよび苛酷事故時専用のＳＡ電源７４から給電する。

排気ファン２４の運転により、出口プレナム１８内の非凝縮性ガスは、ドライウェル４内に排出される。この運転を続けると、数時間でウェットウェル気相部７内の非凝縮性ガスはほぼ全量、ドライウェル４内に排出され、ウェットウェル気相部７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によりウェットウェル気相部７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、原子炉圧力容器２内で水蒸気を発生させ逃がし安全弁を通り圧力抑制プール６からウェットウェル気相部７内の水蒸気に移行する。この水蒸気は熱交換器１６で熱交換され、崩壊熱はこの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が蒸発して排気口１５から環境に放出される。即ち、炉心燃料から放出される崩壊熱は最終的に排気口１５から環境に放出される。

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、炉心１および原子炉格納容器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内のガスにはほとんど放射能はない。

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ので格納容器ベントもフィルターベントも作動させる必要はない。そのため原子炉格納容器３内の窒素ガスは環境に放出されず、仮に、再び巨大地震に襲われて炉心損傷が発生し大量の水素が原子炉圧力容器２内から原子炉格納容器３内に放出されても、原子炉格納容器３内での水素の爆轟を防止することができる。また、格納容器ベント実施時に一部の水素が原子炉建屋内に漏洩し爆轟することを防止できる。

これによって、想定外の長期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、ウェットウェル５の不活性ガス系出口配管２７の貫通口２８と不活性ガス系出口配管隔離弁２９との間の部分から分岐している。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の原子炉格納容器スプレー系隔離弁３１とドライウェル４との間の部分に接続している。また、ガスベント管２２は不活性ガス系入口配管３２の貫通口３４と不活性ガス入口配管隔離弁３３との間の部分に接続している。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く、既に建設されている原子力プラントにも静的格納容器冷却系１２の設置が可能になる。

本実施形態によれば、想定外の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防止できるので、周辺の住民の方々の安全とコミュニティーの保全を図ることができる。

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）のような気相破断ＬＯＣＡを意図的に発生させる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３は、本発明の第２の実施形態に係る原子力プラントの排気ファン周りの構成を示す立断面図である。本実施形態は、第１の実施形態の変形である。

図３に示すようにガスベント管２２から分岐させて排気ファン２４を設置している。この場合は分岐配管２５を設け切替弁２６ａ，２６ｂを設ける。排気ファン２４を作動させる場合には、切替弁２６ａを閉鎖して切替弁２６ｂを開にする。ただし、この構成は一例であり、この例に限定はされない。図３では、ＳＡ電源７４はガスタービン発電機の例を図示している。ＳＡ電源７４はスタービン発電機、ディーゼル発電機、バッテリーなどであるが、これらに限定されない。

切替弁２６ａ，２６ｂの作動源は設計基準事故用の非常用交流電源を使用しないものとする。たとえば、交流電動弁、直流電動弁、空気作動弁、手動作動弁がある。電動弁を用いる場合はＳＡ電源７４等のＳＢＯおよび苛酷事故専用の電源から給電する。

本実施形態によれば、想定外の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防止できる。

また、仮に、さらに炉心損傷が発生した場合であってもフィルターベント装置を作動させることなく原子炉格納容器を安全に冷却できる。すなわち、過酷事故が発生した場合であってもノーベント原子炉格納容器を安全に冷却できる。

［第３の実施形態］
図４は、本発明の第３の実施形態に係る原子力プラントのＰＣＣＳドレンタンクまわりの構成を示す立断面図である。本実施形態は、第１の実施形態の変形である。

図４に示すように内部に水を蓄えて上部に気相部を有するＰＣＣＳドレンタンク７６を設けている。前記凝縮水戻り配管２１の一端は前記ＰＣＣＳドレンタンク７６の水に浸漬する。また、オーバーフロー配管７７が設けられＰＣＣＳドレンタンク７６の気相部と原子炉格納容器３を接続している。このようにＰＣＣＳドレンタンク７６を設置する場合は、熱交換器１６内で生じた凝縮水は出口プレナム１８から凝縮水戻り配管２１をとおりまずＰＣＣＳドレンタンク７６内の水のなかにドレンされる。そして、ＰＣＣＳドレンタンク７６内の水位が上昇し前記オーバーフロー配管７７をとおり原子炉格納容器３内に凝縮水が流入する。図４ではオーバーフロー配管７７の一端は下部ドライウェルスプレー系配管３０の原子炉格納容器スプレー系隔離弁３１と原子炉格納容器３との間の部分に接続される例を示しているが、この例には限定されない。オーバーフロー配管７７は重力により凝縮水を流すので前記ＰＣＣＳドレンタンクの気相部との接続個所よりも下に位置する原子炉格納容器３の任意の個所に接続可能である。ＰＣＣＳドレンタンク内の水は凝縮水戻り配管２１とオーバーフロー配管７７を隔離し前記原子炉格納容器３内のガスが前記熱交換器１６に逆流することを防止する機能を果たしている。従って、ＰＣＣＳドレンタンク７６を設置する場合は、ＰＣＣＳドレンタンク７６自体が隔離機能と逆流防止機能を果たすので、隔離弁２１ａ（図２参照）ないしは逆止弁２１ｂを設置しないこともある。また、ＰＣＣＳドレンタンク７６の代わりにあるいはＰＣＣＳドレンタンク７６に加えてＵ字水封管を設けることもある。Ｕ字水封管は配管をＵ字型に曲げてそこに水封水を貯めたものである。

本実施形態によれば、想定外の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防止できる。

また、仮に、さらに炉心損傷が発生した場合であってもフィルターベント装置を作動させることなく原子炉格納容器を安全に冷却できる。すなわち、過酷事故が発生した場合であってもノーベント原子炉格納容器を安全に冷却できる。

［第４の実施形態］
図５は、本発明の第４の実施形態に係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。あるいは交流電動弁としてＳＡ電源から給電する。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。

［第５の実施形態］
図６は、本発明の第５の実施形態に係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、円筒状のペデスタルキャビティ６１ａの底部にコアキャッチャー６８を設けている。コアキャッチャー６８の構成はたとえば特許文献２に記載されているが、これに限定はされない。また、コアキャッチャーの代わりに耐熱材を設けても良い。本実施形態ではコアキャッチャー６８は円筒状のペデスタルキャビティ６１ａのコンクリート床の上に設置される。図６では図示を省略しているが、鋼製の本体の下部に冷却フィンと冷却チャンネルを備え、本体の上部には耐熱材が敷設されている。耐熱材はＭｇＯ（マグネシア），Ａｌ_２Ｏ_３（アルミナ）、ＺｒＯ_２（ジルコニア）等の金属酸化物を用いることが多いがこれらには限定されない。本実施形態では、コアキャッチャー６８の底部は平板であるが、すり鉢（コーン）状であってもよい。コアキャッチャー６８を設けることにより、苛酷事故時に原子炉圧力容器２の底部を炉心デブリが溶融貫通して落下した場合でもペデスタルキャビティ６１ａの底部コンクリートを高温の炉心デブリから防護することが可能になる。

コアキャッチャー６８がない場合には高温の炉心デブリによりペデスタルキャビィティ６１ａの底部コンクリートが侵食されてコアコンクリート反応（ＭＣＣＩ）により大量の水素が発生し原子炉格納容器の圧力を高め原子炉格納容器が過圧破損するおそれがある。コアキャッチャー６８を設置することによりこのコアコンクリート反応（ＭＣＣＩ）による大量の水素の発生を防止し静的格納容器冷却系１２による原子炉格納容器３の冷却を補強する。

本実施形態は、さらにペデスタル注水系（ＰＤＦ）６７を備えている。ペデスタル注水系６７は圧力抑制プール６のプール水をペデスタル注水系ポンプ６６で汲み上げてペデスタルキャビティ６１ａに注水するシステムである。ペデスタル注水系ポンプ６６の前後にＰＤＦポンプ入口弁６７ａとＰＤＦポンプ出口弁６７ｂが設けられている。通常の動的ＥＣＣＳとは異なり、流量は１／５程度の約２００ｍ^３／ｈである。勿論、流量をさらに大きくしても良い。また、電源も通常の動的ＥＣＣＳに給電する非常用ディーゼル発電機とは別の苛酷事故専用のＳＡ電源を用いる。多様化ＨＰＣＳ４７に給電するＳＡ電源から給電してもよいが、独立した別のＳＡ電源を用いると安全性はさらに高くなる。ペデスタル注水系６７を設けることにより苛酷事故時に原子炉圧力容器２の底部を溶融貫通してコアキャッチャー６８の上に落下した炉心デブリを圧力抑制プール６のプール水を用いて冷却することが可能になる。ペデスタル注水系６７のペデスタルキャビティ６１ａへの注水の方法は、注水配管から水を注水してペデスタルキャビティ６１ａを冠水するフラッダー方式、注水配管の先端にスプレーヘッダーを設けペデスタルキャビティ６１ａにスプレー水を散布するスプレー方式、コアキャッチャー６８の鋼製本下部の冷却チャンネルに冷却水を供給するチャンネル冷却方式などがある。チャンネル冷却方式の場合は、注水配管の先端をコアキャッチャー６８の鋼製本体の下部まで導きコアキャッチャー６８の注水口に接続する。この場合の構造についてはたとえば特許文献２に示されている。図６では一例としてスプレー方式の例で図示している。

本実施形態は、さらにリターンライン６４を備えている。リターンライン６４は一端がペデスタルキャビティ６１ａに開口し、もう一端はベント管８ｃの内部に開口している。図６では図示を省略したがペデスタル６１には定期試験中の運転員の出入り口があり、プラント運転中は堰を設けリターンライン６４の高さ以上まで塞ぐ。出入り口を完全に塞いでも良い。苛酷事故時にペデスタル注水系６７を起動するとペデスタルキャビティ６１ａに水が溜まり水位が上昇する。ペデスタルキャビティ６１ａの水位がリターンライン６４の高さまで達するとペデスタルキャビティ６１ａの水はリターンライン６４の内部に流入しベント管８ｃ内の開口部からベント管８ｃの内部に流入し、さらに、ベント管８ｃの内部を流れて圧力抑制プール６に環流する。この過程によりコアキャッチャー６８の上部に落下した炉心デブリから発生する崩壊熱はペデスタルキャビティ６１ａの水に移行しさらに圧力抑制プール内のプール水を加熱する。一方、コアキャッチャー６８の上部に落下した炉心デブリは連続的に冷却される。

本実施形態は、さらに、ペデスタルベント管６５を備える。ペデスタルベント管６５の一端はペデスタルキャビティ６１ａに開口し、その高さはリターンライン６４の開口部よりも上に位置する。ペデスタルベント管６５のもう一端は、圧力抑制プール６のプール水中に導かれる。ペデスタルベント管６５のペデスタル６１から圧力抑制プールに至る経路は、図６ではドライウェル４を通りベント管８ｃの内部を通り、ベント管８ｃを貫通しウェットウェル５の気相部７を通り圧力抑制プール６に至る例を示した。ただし、この経路には限定されない。経路は任意である。たとえば、ドライウェル４の壁面を貫通し原子炉格納容器３の外部を通り再びウェットウェル５の壁面を貫通して原子炉格納容器３の内部にもどり圧力抑制プール６に至るなどしてもよい。ペデスタルベント管６５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内の水没水深よりも浅く設置される。ペデスタルキャビティ６１ａの水がコアキャッチャー６８の上部に存在する炉心デブリによって加熱されて蒸気が発生した場合にこの蒸気はペデスタルベント管６５を通り圧力抑制プール６のプール水に導かれて凝縮しプール水となる。

次に、このように構成される本実施形態の作用と機能について以下に説明する。

巨大地震や大津波が発生し長期の全交流電源喪失（ＳＢＯ）が発生し全ての動的ＥＣＣＳが停止した際に、さらに電源を多様化して設計を強化した多様化ＨＰＣＳ４７までもが故障することを仮想すると炉心損傷をともなう苛酷事故に進展する。炉心損傷の過程で炉心燃料の被覆管が高温化して冷却材と酸化反応を起こし（金属水反応し）その副産物として大量の水素ガスが発生する。この水素ガスは逃がし安全弁をとおりウェットウェル５のウェットウェル気相部７に移行する。（図７を参照。）
さらに炉心損傷が進展すると炉心デブリが原子炉圧力容器２の底部を溶融貫通しコアキャッチャー６８の上に落下する。多様化ＨＰＣＳ４７とは別に設けられたペデスタル注水系６７を起動し圧力抑制プール６内のプール水をペデスタルキャビティ６１ａに注水しコアキャッチャー６８の上に存在する炉心デブリを冷却する。

ペデスタルキャビティ６１ａの水は炉心デブリの崩壊熱で加熱されて高温水となりリターンライン６４を通り圧力抑制プール６に環流する。圧力抑制プール６内のプール水の通常時の温度は約３５℃であるが、リターンライン６４から高温水が連続的に環流することにより数時間後には１００℃に達する。そうすると圧力抑制プール６のプール水が沸騰しウェットウェル気相部７を加圧する。

ウェットウェル気相部７の圧力が上昇し始めたら静的格納容器冷却系１２の各隔離弁２０ａ、２２ａ、２１ａを開にして排気ファン２４を起動する。ウェットウェル気相部７内のガス（主に窒素、水素、水蒸気）がガス供給配管２０を通り熱交換器１６に導かれる。蒸気は伝熱管で凝縮されて出口プレナム１８の底部に溜まり凝縮水戻り配管２１を通り下部スプレー配管３０からドライウェル４の内部にスプレーされる。このスプレー水はドライウェル４の床の上に溜まりベント管８ｃの内部に流入し圧力抑制プール６に流入する。

一方、非凝縮性ガスである水素と窒素は出口プレナム１８の内部に滞留する。出口プレナム１８内に滞留した非凝縮性ガスは排気ファン２４により連続的にドライウェル４内に排出される。この状態が数時間続くとウェットウェル気相部７内の非凝縮性ガスはほぼ全量ドライウェル４の内部に排出される。その結果、ウェットウェル気相部７はほぼ蒸気だけで占められる。この状態になるとウェットウェル気相部７内の蒸気は効率良く熱交換器１６の内部で凝縮される。

上述のとおり凝縮水は下部ドライウェルスプレー配管３０からドライウェル４内に散布されるので、ドライウェル４内にある水蒸気は凝縮しスプレー水とともにベント管８ｃをとおり圧力抑制プール６に流入する。従って、ドライウェル４内の圧力が水蒸気により過度に加圧されることが防止できる。

ペデスタルキャビティ６１ａの水が加熱されて蒸気が発生し、ペデスタルキャビティ６１ａの圧力が上昇した場合はペデスタルベント管６５から蒸気がベントされて圧力抑制プール６内のプール水で凝縮される。従って、ペデスタルキャビティ６１ａの圧力が過度に上昇することが防止される。

ペデスタルキャビティ６１ａとドライウェル４内は開口部（図示は省略する。）を通してほぼ均圧化している。開口部はたとえば運転員の出入り口の塞いでいない部分やＲＰＶスカート６２に設けられている。

上述のように、排気ファン２４により非凝縮性ガス（主に窒素と水素）はドライウェル４の内部に蓄積する。ウェットウェル気相部７に最初に存在していた窒素が全量ドライウェル４内に移行した場合でもドライウェル４の圧力はゲージ圧で１気圧にはならない。ドライウェル４の体積の方がウェットウェル気相部７の体積よりも大きいためである。一方、苛酷事故時に炉心燃料から発生する水素の圧力を加えるとドライウェル４の圧力はゲージ圧で約３気圧になる。温度上昇による圧力上昇を入れても苛酷事故時の原子炉格納容器３の圧力はＭａｒｋＩ改良型原子炉格納容器の設計圧力４２８ｋＰａ（約４気圧）を下回る。

仮に、ドライウェル４内の圧力が上昇した場合は、ＬＯＣＡベント管８の圧力抑制プール６内の水没水深がペデスタルベント管６５の圧力抑制プール６内の水没水深よりも深いため、必ず、ペデスタルベント管６５からのベントが優先されて行われる。ペデスタルキャビティ６１ａとドライウェル４内は開口部（図示は省略）を通じてほぼ均圧化しているので、ドライウェル４の圧力が上昇した場合は、ペデスタルキャビティ６１ａの水蒸気が優先的にペデスタルベント管６５をとおり圧力抑制プール６にベントされる。そのためドライウェル４内に蓄積している非凝縮性ガスがＬＯＣＡベント管８からウェットウェル気相部７にベントされることを防止できる。非凝縮性ガスがＬＯＣＡベント管８からウェットウェル気相部７にベントされるとガス供給配管２０から非凝縮性ガスが再び熱交換器１６内に吸引され静的格納容器冷却系１２の冷却効率が低下してしまう。本実施携帯では、この非凝縮性ガスによる静的格納容器冷却系１２の冷却効率の低下を防止することが可能になる。

本実施形態は、このように機能するように構成されていることから、炉心デブリからの崩壊熱をペデスタル注水系６７によりウェットウェル５側に移行させ、ウェットウェル５側に移行した崩壊熱を、さらに、ガス供給配管２０を通じて静的格納容器冷却系１２の熱交換器１６に移送し冷却水プール１３から系外に放出することにより、課題を解決している。

以上のように構成された本実施形態においては、苛酷事故が発生して炉心デブリが原子炉圧力容器２の底部を溶融貫通してコアキャッチャーの上部に落下している状況であっても原子炉格納容器の下部のコンクリートを高温の炉心デブリから防護し、コアコンクリート反応（ＭＣＣＩ）により発生する大量の水素で原子炉格納容器の圧力が上昇することを防止でき、かつ、静的格納容器冷却系によって原子炉格納容器の圧力を設計圧力程度に抑制できるのでフィルターベントシステムを作動させる必要がない。

［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。ＭａｒｋＩ改良型原子炉格納容器を例にいくつかの実施形態を説明したが、ＭａｒｋＩ型原子炉格納容器、ＭａｒｋＩＩ型原子炉格納容器、ＭａｒｋＩＩ型改良型原子炉格納容器、ＲＣＣＶ型原子炉格納容器にも同様に適用が可能である。

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（ＰＣＣＳ）、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、２０ａ…隔離弁、２１…凝縮水戻り配管、２１ａ…隔離弁、２１ｂ…逆止弁、２２…ガスベント管、２２ａ…隔離弁、２２ｂ…逆止弁、２３…管板、２４…排気ファン、２５…分岐配管、２６、２６ａ、２６ｂ…切替弁、２７…不活性ガス系出口配管、２８…貫通口、２９…不活性ガス系出口配管隔離弁、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…原子炉格納容器スプレー系隔離弁、３２…不活性ガス系入口配管、３３…不活性ガス入口配管隔離弁、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、４０…隔離弁、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、５７、５７ａ、５７ｂ…隔離弁、５８…ラプチャーディスク、５９ａ、５９ｂ…隔離弁、６０…出口弁、６１…ペデスタル、６１ａ…ペデスタルキャビティ、６２…ＲＰＶスカート、６３…ＲＰＶサポート、６４…リターンライン、６５…ペデスタルベント管、６６…ペデスタル注水系ポンプ、６７…ペデスタル注水系、６７ａ…ＰＤＦポンプ入口弁、６７ｂ…ＰＤＦポンプ出口弁、６８…コアキャッチャー（耐熱材）、７１…主蒸気配管、７２…逃がし安全弁、７３…排出配管、７４…ＳＡ電源、７５…排気塔、７６…ＰＣＣＳドレンタンク、７７…オーバーフロー配管、１００…原子炉建屋

Claims (14)

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支持するペデスタルと、
   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を具備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ウェットウェルに接続されて前記ウェット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されもう一端が前記ドライウェルに接続され前記熱交換器内の非凝縮性ガスを前記ドライウェルの内部に放出するガスベント配管とを備え、
   前記熱交換器は前記ウェットウェル内のガスを冷却し非凝縮性ガスを前記ドライウェル内に放出し凝縮水を前記原子炉格納容器内に戻すように構成され、
   前記ペデスタルは前記原子炉圧力容器下方のペデスタルキャビティを形成する、
   ことを特徴とする原子力プラント。
2. 前記ガスベント配管の途中に排気ファンをさらに備えたことを特徴とする請求項１に記載の原子力プラント。
3. 内部に水を蓄えて上部に気相部を有するＰＣＣＳドレンタンクと前記ＰＣＣＳドレンタンクの気相部と前記原子炉格納容器とを接続するオーバーフロー配管とをさらに備え、
   前記凝縮水戻り配管の一端が前記ＰＣＣＳドレンタンクの水の中に浸漬していることを特徴とする請求項１または請求項２に記載の原子力プラント。
4. 前記ペデスタルキャビティにコアキャッチャーをさらに備えたことを特徴とする請求項１ないし請求項３のいずれか一項に記載の原子力プラント。
5. 前記圧力抑制プールに接続された吸込み配管と該吸込み配管に接続されたポンプと一端が該ポンプに接続されもう一端が前記ペデスタルキャビティに導かれた注水配管とを有し、前記圧力抑制プールの水を前記ペデスタル内に注水するペデスタル注水系をさらに備えたことを特徴とする請求項１ないし請求項４のいずれか一項に記載の原子力プラント。
6. 一端が前記ペデスタルキャビティに開口しもう一端が前記ＬＯＣＡベント管内に導かれたリターンラインをさらに備えたことを特徴とする請求項１ないし請求項５のいずれか一項に記載の原子力プラント。
7. 一端が前記ペデスタルキャビティに開口しもう一端が前記圧力抑制プール内の水中に導かれ水没水深が前記ＬＯＣＡベント管の水没水深よりも浅いペデスタルベント管をさらに備えた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力プラント。
8. 前記原子炉格納容器の外部に配置された機器プールをさらに備え、
   前記冷却水プールは該機器プールを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ないし請求項７のいずれか一項に記載の原子力プラント。
9. 前記原子炉格納容器の外部に配置さ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ないし請求項８のいずれか一項に記載の原子力プラント。
10. 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をさらに備え、
    前記機器プール内に水を貯え、前記機器プールと前記冷却水プールを前記補給配管で接続し、前記補給配管によって前記機器プール内の水を重力により前記冷却水プールに補給することを特徴とする請求項８に記載の原子力プラント。
11. 前記ウェットウェルに接続されて前記ウェット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不活性ガス系出口配管隔離弁とをさらに備え、
    前記ガス供給配管の一端は前記ウェットウェルの前記不活性ガス系出口配管の貫通口と前記不活性ガス系出口配管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ないし請求項１０のいずれか一項に記載の原子力プラント。
12. 前記ドライウェルに接続されて前記ドライウェル内に不活性ガスの供給を行う不活性ガス系入口配管と、前記不活性ガス系入口配管に設けられた不活性ガス入口配管隔離弁とをさらに備え、
    前記ガスベント配管の一端は前記ドライウェルの前記不活性ガス系入口配管の貫通口と前記不活性ガス入口配管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ないし請求項１１のいずれか一項に記載の原子力プラント。
13. 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原子炉格納容器スプレー系隔離弁と、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原子炉格納容器スプレー系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ないし請求項１２のいずれか一項に記載の原子力プラント。
14. 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を具備する原子炉格納容器を冷却するための冷却系であって、
    前記原子炉格納容器の外部に設置され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ウェットウェルに接続されて前記ウェット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ドライウェルに接続し前記熱交換器内の非凝縮性ガスを前記ドライウェル内に放出するガスベント配管とを備え、
    前記熱交換器は前記ウェットウェル内のガスを冷却し非凝縮性ガスを前記ドライウェル内に放出し凝縮水を前記原子炉格納容器内に戻す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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