JP2014178142A - 原子炉格納容器の冷却装置及び冷却方法 - Google Patents

Abstract

【課題】過酷事故により燃料プール冷却機能が喪失した場合、原子炉格納容器内を冷却し減圧して原子炉格納容器の機能を維持できる原子炉格納容器の冷却装置及び冷却方法を提供する。
【解決手段】原子炉ウェルプール排水出口弁１１が開、バイパス弁２３が開で逆止弁バイパス配管２２が連通し、原子炉ウェルプール排水止め弁１３が閉状態の場合、使用済燃料プール３への注水で使用済燃料プール水がスキマサージタンク５へ溢水し第１の配管１９へ送出され、バイパス配管、第２の配管１８、原子炉ウェルプール排水出口弁、原子炉ウェルプール水抜き配管２０を通過し原子炉ウェルプールへ送水され、原子炉ウェルプール排水止め弁が開状態の場合、使用済燃料プールの水がスキマサージタンクへ溢水して第１の配管、バイパス配管、第２の配管、原子炉ウェルプール排水止め弁を通り収集槽９へ送水される。
【選択図】図１

Description

本発明は、原子炉格納容器の冷却装置及び冷却方法に係わり、特に沸騰水型原子力プラントにおける原子炉格納容器及び燃料プール冷却浄化系における冷却に好適な冷却装置及び冷却方法に関する。

一般に、原子炉の炉心は原子炉圧力容器に収納されており、さらに原子炉圧力容器は原子炉格納容器内に格納されている。このような原子力発電所の安全確保の仕組みにより、周辺環境への放射性物質の放出を防止している。

以下の特許文献１に記載された冷却装置では、原子炉格納容器内の上部には、原子炉格納容器内に注水するドライウェルスプレイヘッダが設置されている。残留熱除去系による原子炉格納容器スプレイ冷却モード運転にてドライウェルスプレイヘッダから原子炉格納容器に注水することで、事故によって上昇した原子炉格納容器内の温度や圧力を低減し、放射性物質を閉じ込める機能を維持している。

また、原子力発電プラントにおける燃料プール冷却浄化系は、使用済燃料プール内に貯蔵する使用済燃料の崩壊熱を除去し、使用済燃料プール水の温度を規定値以下に維持する機能、及び使用済燃料プール水の給水及び排水を行って使用済燃料プールの水位を調節する機能を有している。

特許文献２に記載された原子力発電プラントでは、使用済燃料プール内の冷却水が、スキマせきからスキマサージタンクへ流れ込みポンプによって加圧される。冷却水中の種々の不純物が、ろ過脱塩装置に保持されたイオン交換樹脂により連続ろ過脱塩され除去される。その後、冷却水は熱交換器により所定の温度以下に維持され、使用済燃料プール内の戻りディフューザを通して使用済燃料プールに戻される。

原子炉ウェルプール及び機器ピットへ水張りを実施する場合は、機器ピットと原子炉ウェルプール間に設置されたゲートを取り外し、復水補給水系を運転して機器ピット及び原子炉ウェルプールへの水張りを行う。

特許文献３に記載されたプール水の排水設備によれば、原子炉ウェルプール及び機器ピット内の水を排水する場合は、ポンプを運転してろ過脱塩装置を通して復水貯蔵槽へ排水する。原子炉ウェルプール及び機器ピット内に最終的に残った水は、水抜き配管から液体廃棄物処理を行うための収集槽へ排水することができる。

ところで、原子炉格納容器の上部は原子炉ウェルプール内に位置しており、原子炉格納容器を冠水させることができる。このような原子炉ウェルプールは、使用済燃料プールゲート又は水抜き配管を通じて使用済燃料プールと連結している。但し、水抜き配管には逆止弁が設置されており、使用済燃料プールから水抜き配管を経由して原子炉ウェルプールへ送水することはできない構成となっている。

特開平２−２２２８７２号公報 特開２０１１−９５１６０号公報 特開２０１１−１６４０７７号公報

従来の技術においては、原子炉冷却材の喪失事故等、原子炉格納容器内が過温及び過圧状態になった場合に、残留熱除去系による原子炉格納容器スプレイ冷却モード運転にて原子炉格納容器内にスプレイを行い、原子炉格納容器内の蒸気と非凝縮性ガスとを冷却することが可能である。

ところが、地震・津波等により、万一長期に渡る全交流電源喪失及び最終ヒートシンク、この場合は冷却水の喪失等の過酷事故が発生すると、原子炉格納容器のスプレイ冷却モード運転を実施することができなくなる。このため、外部からの注水による原子炉格納容器のスプレイ冷却を行う必要がある。

しかし、炉心への注水を優先する必要がある等の理由から、原子炉格納容器のスプレイ冷却を行うことができない、又はその冷却効果を期待しがたい事象が発生した場合に、原子炉格納容器の過圧及び過温状態が発生する。

このような状態が継続した場合、原子炉格納容器トップフランジに使用されている有機シール材が熱輻射等の高温により劣化し、シール性が損なわれる事態を未然に回避し、原子炉格納容器内の放射性物質の漏洩を確実に防ぐための新たな検討が必要である。

本発明は上記事情に鑑み、全交流電源喪失及び最終ヒートシンク喪失といった過酷事故により燃料プール冷却機能が喪失した場合においても、原子炉格納容器内を冷却し減圧することにより原子炉格納容器の機能を維持することが可能な原子炉格納容器の冷却装置及び冷却方法を提供することを目的とする。

本発明の原子炉格納容器の冷却装置は、
原子炉格納容器と、
前記原子炉格納容器の上部に設置された原子炉ウェルプールと、
前記原子炉ウェルプールの開口部を覆うように設置された原子炉ウェルカバーと、
前記原子炉ウェルプールの付近に設置された使用済燃料プールと、
前記使用済燃料プールに隣接するように設置され、前記使用済燃料プールから溢水した水を貯蔵するスキマサージタンクと、
前記原子炉ウェルプールから排水を行うため前記原子炉ウェルプールに接続され、排水出口に原子炉ウェルプール排水出口弁が設けられた原子炉ウェルプール水抜き配管と、
前記スキマサージタンクに接続された第１の配管と、
前記原子炉ウェルプール水抜き配管に接続された第２の配管と、
前記第１の配管から前記第２の配管を通って前記原子炉ウェルプールへ流れる水の流れを阻止するため、前記第２の配管に設置された逆止弁と、
前記逆止弁をバイパスするため、前記第２の配管に設けられたバイパス配管と、
前記バイパス配管に設置され、前記逆止弁をバイパスする際に開状態となるバイパス弁と、
前記第２の配管に設置された原子炉ウェルプール排水止め弁と、
前記第２の配管に前記原子炉ウェルプール排水止め弁を介して接続された収集槽と、
を備え、
前記原子炉ウェルプール排水出口弁が開状態、前記バイパス弁が開状態で前記逆止弁バイパス配管が連通状態、前記原子炉ウェルプール排水止め弁が閉状態にある場合は、外部から前記使用済燃料プールへ継続的に注水が行われて前記使用済燃料プールの水が前記スキマサージタンクへ溢水して前記第１の配管へ送出され、前記バイパス配管、前記第２の配管、前記原子炉ウェルプール排水出口弁、前記原子炉ウェルプール水抜き配管を通過して前記原子炉ウェルプールへ送水される第１の流路が形成され、
前記原子炉ウェルプール排水出口弁が閉状態、前記バイパス弁が開状態で前記逆止弁バイパス配管が連通状態、前記原子炉ウェルプール排水止め弁が開状態にある場合は、外部から前記使用済燃料プールへ継続的に注水が行われて前記使用済燃料プールの水が前記スキマサージタンクへ溢水して前記第１の配管へ送出され、前記バイパス配管、前記第２の配管、前記原子炉ウェルプール排水止め弁を通過して前記収集槽へ送水される第２の流路が形成されることを特徴とする。

本発明の原子炉格納容器の冷却方法は、前記原子炉格納容器の冷却装置を用いて冷却する方法であって、
前記原子炉ウェルプール排水出口弁が開操作され、前記逆止弁バイパス配管が連通状態になるため前記バイパス弁が開操作され、前記原子炉ウェルプール排水止め弁が閉操作される工程と、
外部から前記使用済燃料プールへ継続的に注水が行われて、前記使用済燃料プールの水が前記スキマサージタンクへ溢水して前記第１の配管へ送出される工程と、
前記第１の配管へ送出された水が、前記バイパス配管、前記第２の配管、前記原子炉ウェルプール排水出口弁、前記原子炉ウェルプール水抜き配管を通過して前記原子炉ウェルプールへ送水される工程と、
を備え、あるいは、
前記原子炉ウェルプール排水出口弁が閉操作され、前記逆止弁バイパス配管が連通状態になるため前記バイパス弁が開操作され、前記原子炉ウェルプール排水止め弁が開操作される工程と、
外部から前記使用済燃料プールへ継続的に注水が行われて、前記使用済燃料プールの水が前記スキマサージタンクへ溢水して前記第１の配管へ送出される工程と、
前記第１の配管へ送出された水が、前記バイパス配管、前記第２の配管、前記原子炉ウェルプール排水止め弁を通過して前記収集槽へ送水される工程と、
を備えることを特徴とする。

本発明の原子炉格納容器の冷却装置及び冷却方法によれば、全交流電源喪失及び最終ヒートシンク喪失といった過酷事故により燃料プール冷却機能が喪失した場合においても、原子炉格納容器内を冷却し減圧して原子炉格納容器の機能を維持することが可能である。

本発明の実施の形態１による原子炉格納容器の冷却装置の構成を示す系統説明図である。 同実施の形態１による原子炉格納容器の原子炉ウェルカバー周辺の構成を示す縦断面図である。 本発明の実施の形態２による原子炉格納容器の冷却装置の構成を示す系統説明図である。 同実施の形態２による原子炉格納容器の原子炉ウェルカバーの構成を示す平面図、縦断面図、及び貫通孔を示す斜視図である。 本発明の実施の形態３による原子炉格納容器の冷却装置の構成を示す系統説明図である。 参考例の原子炉格納容器の冷却装置の構成を示す系統説明図である。 同原子炉格納容器の冷却装置における通常熱負荷運転モードを示す系統説明図である。

本発明の実施の形態について説明する前に、参考例による原子炉格納容器の冷却装置の構成について、図６を用いて説明する。なお、本明細書及び図面において、実質的に同一の機能、構成を有する要素については、同一の符号を付することにより重複説明を省略し、また本発明に直接関係のない要素は図示を省略する。

図６に、参考例による原子炉格納容器の冷却装置における燃料プール冷却浄化系（Fuel Pool Cooling and Filtering System、以下、ＦＰＣと略す）の系統を示す。

原子炉ウェルプール２の付近に設置された使用済燃料プール３には、原子炉格納容器２６に格納された原子炉の内部から取り出された燃料等を貯蔵するため常時水が張られている。

また、定期検査時においては、放射線量が高い炉内構造物を仮置きする機器ピット１に水が張られる。同様に定期検査時には、燃料交換作業や炉内作業のための原子炉開放に伴う放射線被ばくを防止するため、原子炉格納容器２６の上部に設けられた原子炉ウェルプール２にも水が張られる。原子炉ウェルプール２の上面は、原子炉ウェルカバー２５により覆われている。

原子炉ウェルプール２と水抜き合流配管１９とは、原子炉ウェルプール水抜き配管２０によって連結されている。また、機器ピット１と水抜き合流配管１９とは、機器ピット水抜き配管２１によって連結されている。

水抜き合流配管１９は、逆止弁１０を介してポンプ６ａに接続され、あるいは逆止弁１０、ポンプ（Ａ）吸込弁１４及びポンプ（Ｂ）吸込弁１５を介してポンプ６ｂに接続されている。

原子炉ウェルプール水抜き配管２０は原子炉ウェルプール排水出口弁１１を有し、機器ピット水抜き配管２１は機器ピット排水出口弁１２を有している。

ポンプ６ａは、ポンプ（Ａ）吐出弁１６を介して、並列に接続されたろ過脱塩装置７ａ、７ｂに接続され、並列に接続された熱交換器８ａ、８ｂに接続された後、使用済み燃料プール３に接続され、あるいはポンプ（Ａ）吐出弁１６、ポンプ（Ｂ）吐出弁１７を介して、並列に接続された熱交換器８ａ、８ｂに接続された後、使用済み燃料プール３に接続されている。

ポンプ６ｂは、並列に接続された熱交換器８ａ、８ｂに接続された後、使用済み燃料プール３に接続されている。

使用済燃料プール３にはスキマサージタンク５が隣接して設けられ、使用済燃料プール３からスキマサージタンク５へ溢水した水が、ポンプ吸込配管１８へ送出される。

また、水抜き合流配管１９は、原子炉ウェルプール排水ＬＣＷ（低電導度廃液、Low Conductivity Waste）側止め弁１３を介して、放射性廃液を一時的に貯蔵する収集槽９に接続されている。

機器ピット１における水張りに用いられた水は、機器ピット水抜き配管２１、機器ピット排水出口弁１２、水抜き合流配管１９を経由して収集槽９へ排水される。原子炉ウェルプール２における水張りに用いられた水は、原子炉ウェルプール水抜き配管２０、原子炉ウェルプール排水出口弁１１、水抜き合流配管１９を経由して収集槽９へ排水される。収集槽９は、一時的に貯水することも可能である。

このような構成を有する参考例による冷却装置では、以下のような通常熱負荷運転モードにて運転される。

図７において太線で示されたように、使用済燃料プール３の水が、使用済燃料プール３からスキマせき４を通ってスキマサージタンク５に一旦貯蔵される。スキマサージタンク５に貯蔵された水は、ポンプ吸込配管１８、ポンプ（Ａ）吸込弁１４を通過し、ポンプ６ａにより加圧され、ろ過脱塩装置７ａ、７ｂにより浄化される。浄化された水は、熱交換器８ａ、８ｂによって冷却された後、使用済燃料プール３に戻される。

但し、この参考例においては、長期に渡って全交流電源が喪失し、冷却水が喪失して原子炉格納容器のスプレイ冷却モード運転を行うことができないような事態が発生した場合、炉心への注水を優先する必要がある等の理由から、外部からの注水による原子炉格納容器のスプレイ冷却を行うことが困難である。

以下、本発明の実施の形態による原子炉格納容器の冷却装置及び冷却方法について、図面を参照して説明する。

（１）実施の形態１
本発明の実施の形態１による原子炉格納容器の冷却装置及び冷却方法について、図１、図２を参照して説明する。なお、図６に示された上記参考例と同一の構成要素には、同一の符号を付して重複する説明を省略する。

本実施の形態１では、図１に示されるように、スキマサージタンク５の側壁の上部に開口された開口部と、原子炉ウェルプール２の側壁の上部に開口された開口部とを連通させる連結配管に相当する原子炉ウェルプールベント配管２４が設置されている。

原子炉ウェルプールベント配管２４におけるスキマサージタンク５側の配管接続部は、ＦＰＣ系の通常運転時におけるスキマサージタンク５の水位より上部とする。これにより、ＦＰＣ系の通常運転時においては、スキマサージタンク５から原子炉ウェルプール２へ使用済燃料プール３の水が送水されない設備構成となる。

また、原子炉ウェルプールベント配管２４におけるスキマサージタンク５側の配管接続部の高さは、原子炉ウェルプール２側の配管接続部の高さと同等又はそれより高所とする。

さらに、水抜き合流配管１９に設置された逆止弁１０をバイパスするため、逆止弁バイパス配管２２が設置されている。ここで、逆止弁１０は、ポンプ吸込配管１８から機器ピット１又は原子炉ウェルプール２への逆流を防止する役割を担っている。特に、水抜き合流配管１９、又は原子炉ウェルプール水抜き配管２０、あるいは又機器ピット水抜き配管２１にて配管破断が発生した場合、これらの水抜き配管１９〜２１への逆流による保有水の喪失を防止するために設けられたものである。

そして、追設した逆止弁バイパス配管２２には、バイパス弁２３が設置されている。このバイパス弁２３は、ＦＰＣ系通常運転時においては、閉操作される。これにより、ＦＰＣ系通常運転時において、逆止弁バイパス配管２２を経由する逆流を防止することができる。ところで、バイパス弁２３は逆止弁バイパス配管２２に複数個設置してもよい。これにより、ポンプ吸込配管１８の水が逆止弁バイパス配管２２を経由することで生じる保有水喪失の防止に関する信頼性を向上させることができる。

逆止弁バイパス配管２２は、水抜き合流配管１９における逆止弁１０の設置箇所に、極めて短い配管を追加施工するのみで容易に工事を行うことができる。このため、フロアや壁を貫通させるような大規模な工事や配管スペースが不要であり、容易に実現が可能である。

本実施の形態１による原子炉格納容器の冷却装置及びこの装置を用いて行う冷却方法が奏する作用について、図１において太線で示された冷却水の経路を参照して説明する。

長期に渡る全交流電源の喪失、及び最終ヒートシンクの喪失により使用済燃料プール３の冷却機能が喪失した場合、使用済燃料プール３の水位維持と水温上昇緩和のため、外部から使用済燃料プール３へ継続して注水する。これにより、使用済燃料プール３の水がやがてスキマサージタンク５へ溢水し、ポンプ吸込配管１８へ送出される。

ここで、ポンプ（Ｂ）吸込弁１５及びポンプ（Ａ）吐出弁１６を閉操作し、原子炉ウェルプール排水出口弁１１を開操作しておく。ポンプ（Ａ）吸込弁１４を開操作しておく。なお、ポンプ６ａ、６ｂは、交流電源の喪失により動作しない状態にある。

その後、バイパス弁２３を開操作し、逆止弁１０をバイパスする逆止弁バイパス配管２２を連通させる。

これにより、ポンプ吸込配管１８へ送出された水は、ポンプ（Ａ）吸込弁１４、バイパス弁２３、逆止弁バイパス配管２２、水抜き合流配管１９、原子炉ウェルプール排水出口弁１１、原子炉ウェルプール水抜き配管２０を通過して、原子炉ウェルプール２へ送水される流路が形成される。

ここで、原子炉ウェルプールベント配管２４が原子炉ウェルプール２に連通しているため、原子炉ウェルプール２内部の空気抜きが行われる。これにより、原子炉ウェルプール２への水張りが静水頭により連続的に実現される。

また、ＦＰＣの冷却能力の復帰の目処が立たず、使用済燃料プール３への長時間の注水を継続する必要がある場合は、機器ピット排水出口弁１２を開操作する。使用済燃料プール３の水が、機器ピット水抜き配管２１を通過して機器ピット１へ送出される。これにより、使用済燃料プール３へ外部注水した余剰水を排水することができるので、外部注水の継続による冷却水供給を維持することが可能となる。

ここで、上述した冷却操作に必要な原子炉ウェルプール排水出口弁１１、機器ピット排水出口弁１２、ポンプ（Ｂ）吸込弁１５、ポンプ（Ａ）吐出弁１６、バイパス弁２３については、交流電源喪失時にも動作し得るように蓄電池式電源を付帯した電動駆動式の弁とする。そして、遠隔操作により開閉が可能とすることが望ましい。

また、スキマサージタンク５の水位の上昇が著しく、水位が原子炉ウェルプールベント配管２４が連結されているレベルまで達した場合は、スキマサージタンク５へ貯水された使用済燃料プール３の水を原子炉ウェルプールベント配管２４を経由して直接的に原子炉ウェルプール２へ送水してもよい。

その場合には、原子炉ウェルプールベント配管２４が原子炉ウェルプール２に連結されていることで、原子炉ウェルプール２内の空気抜きが行われるため、原子炉ウェルプール２への速やかな送水が可能となる。

ここで図２に示されたように、原子炉ウェルプール２に水位検出装置２８を設置して、原子炉格納容器２６のトップフランジの冠水を検出することもできる。この場合は、原子炉ウェルプール２内における原子炉格納容器２６のトップフランジより上部に水位検出装置２８を設置する必要がある。

水張り状態を検出する水位検出装置２８は、フロートの昇降により原子炉ウェルプール２の水張り状態を検知する機械式であってもよい。この場合は、電源を必要としないため、交流電源が喪失した場合にも動作を継続することができる。

あるいは、水位検出装置２８を、蓄電池付帯型の電動式とする場合は、超音波の反射に基づく超音波式、空気と水の誘電率の差に基づく静電容量式、水圧を検知する圧力センサを用いた圧力式、水の温度変化に基づく温度式のいずれかによるもので構成し、原子炉ウェルプール２の水張り状態を検出してもよい。

ここで、水位検出装置２８に接続され水位を表示する水位表示装置２９は、冠水検知を確認する作業員の被ばくを最小限に抑えるため、遮へい壁を設置したスペース内に設置することが望ましい。

さらに、原子炉格納容器２６の頂上部には、原子炉格納容器２６内部を減圧する機能を有する減圧設備２７を設置する。減圧設備２７は、原子炉格納容器２６内が過圧状態となった場合に、原子炉格納容器２６の頂上部に設置された安全弁により自動的に減圧を行う。これにより、原子炉格納容器２６内のガスが原子炉ウェルプール２へ逃げて減圧され、過圧により原子炉格納容器２６が破損することが防止される。なお、安全弁を通して排出されたガスに関し、原子炉ウェルプール２内に張られた冷却水によるスクラビング作用により、原子炉建屋内への放射性物質の放出を低減することができる。

上述したように本実施の形態１によれば、全交流電源喪失及び最終ヒートシンク喪失といった過酷事故により燃料プール冷却機能が喪失した場合においても、原子炉格納容器内を冷却し減圧することにより、原子炉格納容器の機能を維持することが可能である。

（２）実施の形態２
本発明の実施の形態２による原子炉格納容器の冷却装置及び冷却方法について、図３を参照して説明する。なお、上記実施の形態１と同一の構成要素には、同一の符号を付して重複する説明を省略する。

本実施の形態２では、上記実施の形態１と異なり、スキマサージタンク５の上部と原子炉ウェルプール２の上部とを連通させる原子炉ウェルプールベント配管２４は設置されてない。

しかし、上記実施の形態１と同様に、水抜き合流配管１９に設置された逆止弁１０をバイパスする逆止弁バイパス配管２２、並びにバイパス弁２３は設置されている。

本実施の形態２による原子炉格納容器の冷却装置及びこの装置を用いて行う冷却方法が奏する作用は、上記実施の形態１におけるものと同様であり、図１において太線で示された冷却水の経路と同様の経路が図３において太線で示されたように形成される。

即ち、長期に渡る全交流電源の喪失、及び最終ヒートシンクの喪失により使用済燃料プール３の冷却機能が喪失した場合、ポンプ（Ｂ）吸込弁１５及びポンプ（Ａ）吐出弁１６を閉操作し、原子炉ウェルプール排水出口弁１１を開操作しておく。ポンプ（Ａ）吸込弁１４を開操作する。バイパス弁２３を開操作し、逆止弁１０をバイパスする逆止弁バイパス配管２２を連通させる。

外部から使用済燃料プール３へ継続して注水し、使用済燃料プール３の水がスキマサージタンク５へ溢水してポンプ吸込配管１８へ送出され、ポンプ（Ａ）吸込弁１４、バイパス弁２３、逆止弁バイパス配管２２、水抜き合流配管１９、原子炉ウェルプール排水出口弁１１、原子炉ウェルプール水抜き配管２０を通過して原子炉ウェルプール２へ送水される流路が形成される。

ところで上記実施の形態１によれば、原子炉ウェルプール２の上部に原子炉ウェルプールベント配管２４が連通されていることで、原子炉ウェルプールベント配管２４の内部の空気抜きが行われる。これにより、原子炉ウェルプール２への水張りを静水頭により連続的に行うことができる。

一方、本実施の形態２では、原子炉ウェルプール２に原子炉ウェルプールベント配管２４が設置されておらず、ベント機能の代替となる構成が必要である。そこで、図４の平面図、図４（ａ）のＡ−Ａ線に沿う縦断図である図４（ｂ）、図４（ｃ）の斜視図に示されたように、原子炉ウェルプール２の上部に設けられた原子炉ウェルカバー２５に貫通孔３０が形成されている。

図４（ａ）に示されたように、一般に原子炉ウェルカバーは複数に分割して構成されており、ここでは５個の原子炉ウェルカバー２５（Ａ）〜２５（Ｅ）に分割されている。

原子炉ウェルカバー２５の自重により、原子炉ウェルプール２と原子炉ウェルカバー２５との間がシールされている。このような原子炉ウェルプール２上部の内壁と原子炉ウェルカバー２５の側面との間の隙間を空気が貫通するように、原子炉ウェルプール２上部の内壁及び原子炉ウェルカバー２５の側面の少なくともいずれか一方に貫通孔３０を形成する。図４（ｂ）に示された構造の例では、原子炉ウェルプール２上部の内壁と原子炉ウェルカバー２５の側面との間の楕円で囲まれた部分Ｘに、貫通孔３０が形成されている。

この貫通孔３０が形成された部分Ｘを拡大して図４（ｃ）に示す。ここでは、原子炉ウェルカバー２５側に、凹状の窪みとして貫通孔３０が形成されている。しかしこの構成には限定されず、原子炉ウェルカバー２５と接する原子炉ウェルプール２上部の内壁側に、凹状の窪みとして貫通孔が形成されていてもよい。あるいは、原子炉ウェルカバー２５側及び原子炉ウェルプール２側の両方に貫通孔が形成されていてもよい。また貫通孔３０の数は、図４（ｃ）に示された例では原子炉ウェルカバー２５の円周方向に沿って複数箇所に形成されているが、少なくとも一箇所形成されていればよい。

このような貫通孔３０を通じて、原子炉ウェルカバー２５で蓋をされた原子炉ウェルプール２の内部が外気との間で通気する。例えば、原子炉ウェルプール２の内部が、原子炉建屋内のオペレーティングフロアと通気する。

ところで、原子炉ウェルカバー２５は、上述したようにその重みで原子炉ウェルプール２をシールする。このため、原子炉ウェルカバー２５はその構造上、原子炉ウェルプール２と原子炉ウェルカバー２５との間において、原子炉ウェルカバー２５の荷重がかかる水平方向のシール性は高いが荷重がかからない垂直方向のシール性は低くく隙間が存在する。そこで、図４（ｂ）、（ｃ）に示された貫通孔３０は、原子炉ウェルプール２と原子炉ウェルカバー２５とが水平方向に接触している部分に形成されている。

これにより、原子炉ウェルプール２へ連続的に注水が行われている間、原子炉ウェルプール２の内部に存在していた空気は、貫通孔３０及び垂直方向の隙間を通過して原子炉ウェルプール２の外部へ排出される。

本実施の形態２によれば、上記実施の形態１と同様に、全交流電源喪失及び最終ヒートシンク喪失といった過酷事故により燃料プール冷却機能が喪失した場合であっても、原子炉格納容器内を冷却し減圧することにより原子炉格納容器の機能を維持することができる。

さらに本実施の形態２によれば、原子炉ウェルプール２と原子炉ウェルカバー２５との間に貫通孔３０を形成することにより、原子炉ウェルプールベント配管２４を設置する必要がなくコスト低減に寄与することができる。

（３）実施の形態３
本発明の実施の形態３による原子炉格納容器の冷却装置及び冷却方法について、図５を用いて説明する。なお、上記実施の形態１、２と同一の構成要素には同一の符号を付して重複する説明を省略する。

本実施の形態３は、上記実施の形態１又は２のいずれかの構成を備えている。上記実施の形態１、２では、図１、図３において太線で示されたように、ポンプ（Ｂ）吸込弁１５及びポンプ（Ａ）吐出弁１６が閉操作、原子炉ウェルプール排水出口弁１１が開操作、ポンプ（Ａ）吸込弁１４が開操作され、そしてバイパス弁２３が開操作されて逆止弁バイパス配管２２が連通しており、この状態で外部から継続して注水された使用済燃料プール３の水がスキマサージタンク５へ溢水してポンプ吸込配管１８へ送出され、ポンプ（Ａ）吸込弁１４、バイパス弁２３、逆止弁バイパス配管２２、水抜き合流配管１９、原子炉ウェルプール排水出口弁１１、原子炉ウェルプール水抜き配管２０を通過して原子炉ウェルプール２へ送水される流路が形成される。

これに対し本実施の形態３は、図５において太線で示されたように、使用済燃料プール３の水が原子炉ウェルプール２及び機器ピット１へ静水頭で水位維持されている状態で、さらに外部注水を継続する必要がある場合に対応するもので、使用済燃料プール３へ注水を継続しながらスキマサージタンク５へ溢水した使用済燃料プール３の水を液体廃棄物処理ための収集槽９へ送水する。

このような本実施の形態３における原子炉格納容器の冷却装置及びこの装置を用いて行う冷却方法が奏する作用について説明する。

原子炉ウェルプール排水出口弁１１及び機器ピット排水出口弁１２を閉操作し、原子炉ウェルプール排水ＬＣＷ側止め弁１３及びバイパス弁２３を開操作する。

この状態で使用済燃料プール３へ注水を継続することで、使用済燃料プール３の水はスキマサージタンク５へ溢水する。そして、スキマサージタンク５の水が、ポンプ吸込配管１８から逆止弁バイパス配管２２及び水抜き合流配管１９を経由して、放射性の廃液を一時的に貯蔵する収集槽９へ静水頭により送水される。

これにより、使用済燃料プール３の水が原子炉ウェルプール２及び機器ピット１へ静水頭で水位維持されている状態であっても、さらに外部注水を継続することができるので、使用済燃料プール３への注水及び排水を行って水温上昇を緩和し、原子炉格納容器２６の冷却のための最終ヒートシンクとしての機能を維持することが可能である。

本発明の幾つかの実施の形態について説明したが、これらの実施の形態は、例として提示したものであり、発明の技術的範囲を限定することは意図していない。これら新規な実施の形態は、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。これら実施の形態やその変形は、発明の技術的範囲や要旨に含まれるとともに、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。

１ 機器ピット
２ 原子炉ウェルプール
３ 使用済燃料プール
４ スキマせき
５ スキマサージタンク
６ａ、６ｂ ポンプ
７ａ、７ｂ ろ過脱塩装置
８ａ、８ｂ 熱交換器
９ 収集槽
１０ 逆止弁
１１ 原子炉ウェルプール排水出口弁
１２ 機器ピット排水出口弁
１３ 原子炉ウェルプール排水ＬＣＷ側止め弁
１４ ポンプ（Ａ）吸込弁
１５ ポンプ（Ｂ）吸込弁
１６ ポンプ（Ａ）吐出弁
１７ ポンプ（Ｂ）吐出弁
１８ ポンプ吸込配管
１９ 水抜き合流配管
２０ 原子炉ウェルプール水抜き配管
２１ 機器ピット水抜き配管
２２ 逆止弁バイパス配管
２３ バイパス弁
２４ 原子炉ウェルプールベント配管
２５ 原子炉ウェルカバー
２６ 原子炉格納容器
２７ 減圧設備
２８ 水位検出装置
２９ 水位表示装置
３０ 貫通孔

Claims (8)

1. 原子炉格納容器と、
   前記原子炉格納容器の上部に設置された原子炉ウェルプールと、
   前記原子炉ウェルプールの開口部を覆うように設置された原子炉ウェルカバーと、
   前記原子炉ウェルプールの付近に設置された使用済燃料プールと、
   前記使用済燃料プールに隣接するように設置され、前記使用済燃料プールから溢水した水を貯蔵するスキマサージタンクと、
   前記原子炉ウェルプールから排水を行うため前記原子炉ウェルプールに接続され、排水出口に原子炉ウェルプール排水出口弁が設けられた原子炉ウェルプール水抜き配管と、
   前記スキマサージタンクに接続された第１の配管と、
   前記原子炉ウェルプール水抜き配管に接続された第２の配管と、
   前記第１の配管から前記第２の配管を通って前記原子炉ウェルプールへ流れる水の流れを阻止するため、前記第２の配管に設置された逆止弁と、
   前記逆止弁をバイパスするため、前記第２の配管に設けられたバイパス配管と、
   前記バイパス配管に設置され、前記逆止弁をバイパスする際に開状態となるバイパス弁と、
   前記第２の配管に設置された原子炉ウェルプール排水止め弁と、
   前記第２の配管に前記原子炉ウェルプール排水止め弁を介して接続された収集槽と、
   を備え、
   前記原子炉ウェルプール排水出口弁が開状態、前記バイパス弁が開状態で前記逆止弁バイパス配管が連通状態、前記原子炉ウェルプール排水止め弁が閉状態にある場合は、外部から前記使用済燃料プールへ継続的に注水が行われて前記使用済燃料プールの水が前記スキマサージタンクへ溢水して前記第１の配管へ送出され、前記バイパス配管、前記第２の配管、前記原子炉ウェルプール排水出口弁、前記原子炉ウェルプール水抜き配管を通過して前記原子炉ウェルプールへ送水される第１の流路が形成され、
   前記原子炉ウェルプール排水出口弁が閉状態、前記バイパス弁が開状態で前記逆止弁バイパス配管が連通状態、前記原子炉ウェルプール排水止め弁が開状態にある場合は、外部から前記使用済燃料プールへ継続的に注水が行われて前記使用済燃料プールの水が前記スキマサージタンクへ溢水して前記第１の配管へ送出され、前記バイパス配管、前記第２の配管、前記原子炉ウェルプール排水止め弁を通過して前記収集槽へ送水される第２の流路が形成されることを特徴とする原子炉格納容器の冷却装置。
2. 機器ピットと、
   前記機器ピットから排水を行うため前記機器ピットと前記第２の配管とに接続され、排水出口に機器ピット排水出口弁が設けられた機器ピット水抜き配管とをさらに備え、
   前記第１の流路が形成される場合、
   さらに前記機器ピット排水出口弁が開状態にあり、前記第１の流路に加えて、さらに前記第２の配管から前記機器ピット水抜き配管を通過して前記機器ピットへ送水される第３の流路が形成されることを特徴とする請求項１に記載の原子炉格納容器の冷却装置。
3. 前記原子炉ウェルプールは、側壁に第１の開口部が形成されており、
   前記スキマサージタンクは、側壁に前記原子炉ウェルプールの前記第１の開口部と同一の高さ又はより高い位置に第２の開口部が形成されており、
   前記原子炉ウェルプールの前記第１の開口部と、前記スキマサージタンクの前記第２の開口部とを連結した連結配管をさらに備え、
   前記連結配管により、前記原子炉ウェルプールの内部の空気抜きが行われて前記原子炉ウェルプールへの連続的な注水が可能となることを特徴とする請求項１又は２に記載の原子炉格納容器の冷却装置。
4. 前記原子炉ウェルプールと前記原子炉ウェルカバーとの間を空気が貫通し、前記原子炉ウェルプールの内部が外気と連通するように、前記原子炉ウェルプール及び前記原子炉ウェルカバー、あるいは前記原子炉ウェルプール又は前記原子炉ウェルカバーに貫通孔が形成されていることを特徴とする請求項１又は２に記載の原子炉格納容器の冷却装置。
5. 前記貫通孔は、前記原子炉ウェルプールの開口部と前記原子炉ウェルカバーとが水平方向に接触する部分において、前記原子炉ウェルプール及び前記原子炉ウェルカバー、あるいは前記原子炉ウェルプール又は前記原子炉ウェルカバーに形成されていることを特徴とする請求項４に記載の原子炉格納容器の冷却装置。
6. 前記原子炉ウェルプールの水位を検出する水位検出装置をさらに備えることを特徴とする請求項１乃至５のいずれか一項に記載の原子炉格納容器の冷却装置。
7. 前記水位検出装置は、フロートの昇降に基づく機械式、超音波の反射に基づく蓄電池付帯型の超音波式、空気と水の誘電率の差に基づく蓄電池付帯型の静電容量式、水圧に基づく蓄電池付帯型の圧力式、水の温度変化に基づく蓄電池付帯型の温度式のいずれかによるものであることを特徴とする請求項６に記載の原子炉格納容器の冷却装置。
8. 請求項１乃至７のいずれか一項に記載の原子炉格納容器の冷却装置を用いて冷却する方法であって、
   前記原子炉ウェルプール排水出口弁が開操作され、前記逆止弁バイパス配管が連通状態になるため前記バイパス弁が開操作され、前記原子炉ウェルプール排水止め弁が閉操作される工程と、
   外部から前記使用済燃料プールへ継続的に注水が行われて、前記使用済燃料プールの水が前記スキマサージタンクへ溢水して前記第１の配管へ送出される工程と、
   前記第１の配管へ送出された水が、前記バイパス配管、前記第２の配管、前記原子炉ウェルプール排水出口弁、前記原子炉ウェルプール水抜き配管を通過して前記原子炉ウェルプールへ送水される工程と、
   を備え、あるいは、
   前記原子炉ウェルプール排水出口弁が閉操作され、前記逆止弁バイパス配管が連通状態になるため前記バイパス弁が開操作され、前記原子炉ウェルプール排水止め弁が開操作される工程と、
   外部から前記使用済燃料プールへ継続的に注水が行われて、前記使用済燃料プールの水が前記スキマサージタンクへ溢水して前記第１の配管へ送出される工程と、
   前記第１の配管へ送出された水が、前記バイパス配管、前記第２の配管、前記原子炉ウェルプール排水止め弁を通過して前記収集槽へ送水される工程と、
   を備えることを特徴とする原子炉格納容器の冷却方法。

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