JP2015206721A - ベント機構および原子炉施設 - Google Patents

Abstract

【課題】冷却材喪失事故等の発生時に、原子炉本体基礎に加わる水力学的動荷重を低減するベント機構を提供する。【解決手段】ベント機構２０は、上端、および下部側面に開口部を有し、上方で発生した高圧流体を下方に設けられた冷却用プール１４に移送する垂直ベント管２２と、水平方向に延びて、付け根部が垂直ベント管２２の下部側面の開口部と連通するように接続されて、付け根部の反対側の端部が冷却用プール１４に開口する少なくとも一つの水平ベント管２３と、冷却用プール内１４の水平ベント管２３の外周部に水平ベント管２３の軸方向に垂直な方向に広がるように設けられた伝搬抑制部材とを有する。【選択図】図１

Description

本発明の実施形態は、ベント機構およびこれを有する原子炉施設に関する。

改良型沸騰水型軽水炉（以下、ＡＢＷＲ）プラントにおいて原子炉冷却材喪失事故（以下、ＬＯＣＡ）などの原子炉格納容器（以下、ＰＣＶ）内のドライウェルの圧力が上昇する事故が発生した場合には、たとえば、上部ドライウェル内の非凝縮性ガス、続いて原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶ）内の蒸気が、連通孔、ベント管を通ってウェットウェル内に放出される。

非凝縮性ガスおよび蒸気がウェットウェルに流出する際には、周囲の構造物に水力学的動荷重と呼ばれる荷重を与える。すなわち、蒸気が水平ベント管出口付近で凝縮することによりサプレッションプール水中で圧力振動を起こし、蒸気凝縮振動およびチャギングと呼ばれる現象が発生して、周囲の構築物および水中構造物に動荷重を与える。

特開平１１−２８１７８６号公報

前述のように従来のＡＢＷＲプラントにおいてＬＯＣＡ等の事故が発生した場合、蒸気凝縮振動による荷重およびチャギングによる荷重が、サプレッションプール内の水位以下の高さの範囲のＰＣＶの壁、床および水中構造物に動荷重を与える。この際、水平ベント管の吐出口に最も近い原子炉本体基礎には最も大きな荷重がかかる。

本発明の実施形態は、ＬＯＣＡ等の事故時に原子炉本体基礎に加わる水力学的動荷重を低減することを目的とする。

上述の目的を達成するため、本実施形態に係るベント機構は、上端および下部側面に開口部を有し上方で発生した高圧流体を下方に設けられた冷却用プールに移送する垂直ベント管と、水平方向に延びて、付け根部が前記垂直ベント管の前記下部側面の前記開口部と連通するように接続されて、前記付け根部の反対側の端部が前記冷却用プールに開口する少なくとも一つの水平ベント管と、前記冷却用プール内の前記水平ベント管の外周部に、前記水平ベント管の軸方向に垂直な方向に広がるように設けられた伝搬抑制部材と、を有することを特徴とする。

また、本実施形態係る原子炉施設は、炉心を内包して鉛直方向を軸方向とする円筒状の原子炉本体基礎に支持される原子炉圧力容器を格納するドライウェルおよびサプレッションプールが下部に形成されたウェットウェルを有する原子炉格納容器と、上端および下部側面に開口部を有し上方で発生した高圧流体を下方に設けられた冷却用プールに移送する垂直ベント管と、水平方向に延びて、付け根部が前記垂直ベント管の前記下部側面の前記開口部と連通するように接続されて、前記付け根部の反対側の端部が前記冷却用プールに開口する少なくとも一つの水平ベント管と、前記冷却プール内の前記水平ベント管の外周部に、前記水平ベント管の軸方向に垂直な方向に広がるように設けられたた伝搬抑制部材と、を備え、前記冷却用プールは前記サプレッションプールであり、前記垂直ベント管の前記上端は前記ドライウェル内に開口することを特徴とする。

本発明の実施形態によれば、ＬＯＣＡ等の事故時に原子炉本体基礎に加わる水力学的動荷重を低減することができる。

第１の実施形態に係る原子炉施設の配置を示す立断面図である。 第１の実施形態に係るベント機構を示す水平断面図である。 第１の実施形態に係るベント機構を示す斜視図である。 第１の実施形態に係るベント機構の効果を示すグラフである。 第２の実施形態に係るベント機構を示す斜視図である。 第３の実施形態に係るベント機構を示す斜視図である。

以下、図面を参照して、本発明の実施形態に係るベント機構および原子炉施設について説明する。ここで、互いに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、第１の実施形態に係る原子炉施設の配置を示す立断面図である。原子炉施設１００は、炉心１を収納する原子炉圧力容器（ＲＰＶ）２、このＲＰＶ２を収納する原子炉格納容器（ＰＣＶ）１０、原子炉格納容器１０を覆うように設けられた原子炉建屋７を有する。ＲＰＶ２は、胴部の外周に接続された円錐台の側部形状のスカート２ａによって支持されている。スカート２ａは、原子炉建屋７の床面より立ち上がる円筒状の原子炉本体基礎５により支持されている。ＲＰＶ２は、放射性流体である原子炉冷却材を内包する原子炉冷却材圧力バウンダリ、すなわち原子炉冷却材を内包した圧力障壁を構成する。

ＰＣＶ１０は、原子炉冷却材圧力バウンダリからの放射性物質の漏えい時の放射性物質の格納障壁となる。ＰＣＶ１０内は、ドライウェルとウェットウェル１３を有する。ドライウェル内には、ＲＰＶ２が収納されている。ドライウェルは、上部ドライウェル１１と下部ドライウェル１２に区分される。下部ドライウェル１２は、ＲＰＶ２およびスカート２ａと原子炉本体基礎５および原子炉建屋７の床により形成されている。上部ドライウェル１１は、ＲＰＶ２の上部を囲むように形成されている。

ウェットウェル１３は、ＲＰＶ２の鉛直中心軸からみて、下部ドライウェル１２の径方向外側に設けられ、原子炉本体基礎５により下部ドライウェル１２と隔離されている。ウェットウェル１３には冷却用の冷却水が常時貯留されており、ウェットウェル１３の下方はサプレッションプール１４を形成している。

原子炉本体基礎５中には、鉛直方向に延びた複数本、たとえば１０本の垂直ベント管２２が、周方向に互いに間隔をあけて埋設されている。垂直ベント管２２の上端は、上部ドライウェル１１内に開口している。また、垂直ベント管２２の下端は閉止されている。垂直ベント管２２の途中には、下部ドライウェル１２に連通する連通孔２６が設けられている。

垂直ベント管２２それぞれのサプレッションプール１４の水面下の下部領域には、３本の水平ベント管２３が、上下に互いに間隔をあけて配列されている。３本の水平ベント管２３それぞれの一方の端部は垂直ベント管２２の下部領域の側面（下部側面）にそれぞれ設けられた開口部に接続されている。この水平ベント管２３の一方の端部を以下、付け根部と呼ぶ。また、３本の水平ベント管２３それぞれの他方の端部は、ウェットウェル１３のサプレッションプール１４のプール水中に開放されている。この水平ベント管２３の他方の端部を、以下、プール側開口部と呼ぶ。３本の水平ベント管２３は、上から、トップベント２３ａ、ミドルベント２３ｂ、およびボトムベント２３ｃと呼ぶ。

垂直ベント管２２の途中の、連通孔２６よりも下側でサプレッションプール１４の通常時の水面よりも高い位置に、リターンライン２４が設けられている。リターンライン２４は、ほぼ水平に設けられており、一端を垂直ベント管２２に接続されている。また、リターンライン２４の他端は、下部ドライウェル１２に解放されており、サプレッションプール１４内の水位が上昇した場合に、サプレッションプール１４内の水を下部ドライウェル１２に導くことができるように構成されている。

また、サプレッションプール１４の通常時の水面よりも高く、リターンライン２４よりも高い位置に、原子炉本体基礎５を貫通してウェットウェル１３と下部ドライウェル１２間を接続する真空破壊弁２５が設けられている。真空破壊弁２５は、ウェットウェル１３の圧力が下部ドライウェル１２の圧力よりも規定の値以上に大きくなった場合に開いて、ウェットウェル１３内の気体を下部ドライウェル１２に移行させる。

図２は、ベント機構を示す水平断面図である。また、図３は、ベント機構を示す斜視図である。垂直ベント管２２は、原子炉本体基礎５内に鉛直方向に埋設されている。垂直ベント管２２から、上から順番に、トップベント２３ａ、ミドルベント２３ｂおよびボトムベント２３ｃが水平方向に分岐している。トップベント２３ａ、ミドルベント２３ｂおよびボトムベント２３ｃはそれぞれ、垂直ベント管２２の下部側面の開口部に連通している。トップベント２３ａ、ミドルベント２３ｂおよびボトムベント２３ｃのそれぞれのプール側開口部は、サプレッションプール１４のプール水内に開放されている。

ウェットウェル１４内のトップベント２３ａ、ミドルベント２３ｂおよびボトムベント２３ｃのそれぞれのプール側開口部と原子炉本体基礎５のサプレッションプール１４側の外壁との間であって、それぞれのプール側開口部近傍の、ウェットウェル１４内のトップベント２３ａ、ミドルベント２３ｂおよびボトムベント２３ｃのそれぞれの径方向外側、すなわち外周部には、一体型伝搬抑制部材３１が設けられている。

一体型伝搬抑制部材３１は、たとえば、原子炉本体基礎５の表面壁に平行とするか、あるいはトップベント２３ａ、ミドルベント２３ｂおよびボトムベント２３ｃの各管軸に垂直とするなど、水平ベント管２３の軸に垂直な方向に広がるように設けられた平板状の部材である。なお、原子炉本体基礎５の表面壁に平行な面は円筒面であり、水平ベント管２３の軸に垂直な面とは厳密には一致しないが、原子炉本体基礎５の表面壁を形成する円筒面の半径は一体型伝搬抑制部材３１に対して十分大きいことから両者の違いは実質的には無視できる。

一体型伝搬抑制部材３１には３つの円形の貫通孔が形成されている。３つの貫通孔はトップベント２３ａ、ミドルベント２３ｂおよびボトムベント２３ｃがそれぞれを貫通可能な相対的位置と内径を有するように形成されている。

３つの貫通孔のそれぞれにトップベント２３ａ、ミドルベント２３ｂおよびボトムベント２３ｃが貫通した状態で、それぞれの貫通部において一体型伝搬抑制部材３１は、トップベント２３ａ、ミドルベント２３ｂおよびボトムベント２３ｃの外周面にたとえば溶接によって接合され、これらに固定されている。

以上のように構成された本実施形態に係るベント機構および原子炉施設の作用を次に説明する。今、ＬＯＣＡ等のドライウェルの圧力が上昇する事故が発生した場合、上部ドライウェル１１内には、通常運転時に充てんされている非凝縮性ガスに加えて、原子炉冷却材圧力バウンダリから放出された原子炉冷却材の蒸気が流入する。この結果、ドライウェル内の圧力が上昇する。

ドライウェル内の圧力上昇に伴って、ドライウェル内の高圧流体、すなわち非凝縮性ガスおよび水蒸気が、上部ドライウェル１１から、垂直ベント管２２に導かれる。垂直ベント管２２に導かれた高圧流体の一部は連通孔２６より下部ドライウェル１２に導かれるが、大部分の高圧流体は水平ベント管２３を通って、ウェットウェル１３内のサプレッションプール１４内に放出される。水蒸気はサプレッションプール１４内に放出されることにより冷却されて凝縮する。この結果、事故時のＰＣＶ１０内の圧力上昇を抑制することができる。

また、ドライウェルの圧力が異常に低下して、設定条件に達した場合には、真空破壊弁２５が開き、これによってドライウェル内圧力とウェットウェル１３内圧力とが均一化され、ＰＣＶ１０の構造健全性が維持される。

垂直ベント管２２および水平ベント管２３を経由してプール水内に放出される水蒸気は、凝縮する際に、この水蒸気とこの水蒸気の周囲のプール水との界面が振動を起こす。すなわち界面が膨張、収縮を繰り返す。この振動が圧力波となってプール水中を伝搬して、周囲の機器、構築物に動的な荷重を与える。したがって、水平ベント管２３のプール側開口部付近に近接する機器、構築物へ悪影響を及ぼす可能性がある。

しかしながら、本実施形態においては、水平ベント管２３のプール側開口部付近に一体型伝搬抑制部材３１が設けられている。このため、水平ベント管２３のプール側開口部の外側であってプール側開口部付近で発生した圧力波のうち、原子炉本体基礎５の方向に伝搬する圧力波は、一体型伝搬抑制部材３１に遮られる。この結果、原子炉本体基礎５の方向への圧力波の伝搬は緩和あるいは抑制される。この結果、原子炉本体基礎５の構造健全性の確保に寄与することができる。

また、一体型伝搬抑制部材３１が水平ベント管２３の外側に設けられている位置が、水平ベント管２３の長手方向のプール側開口部付近であることから、圧力波の発生位置から原子炉本体基礎５方向を見たときの原子炉本体基礎５の中で一体型伝搬抑制部材３１に遮られる範囲が大きくなる。このため、遮られる範囲より外側は、圧力波の生じた位置から距離が遠くなる。また、原子炉本体基礎５の表面に到達するときに、原子炉本体基礎５に垂直な方向に対して傾きが大きくなっており、圧力波の原子炉本体基礎５に垂直な成分が小さくなる。

図４は、ベント機構の効果を示すグラフである。一体型伝搬抑制部材３１がない場合と一体型伝搬抑制部材３１を設置した場合のそれぞれの場合のチャギングにより原子炉本体基礎５に加わる荷重を、音響解析モジュールを用いた有限要素法解析にて算出した結果である。

横軸は、３つのケースを示す。すなわち、それぞれ、一体型伝搬抑制部材３１がない場合、一体型伝搬抑制部材３１の水平方向の幅が水平ベント管２３の口径の１．２倍の場合、および一体型伝搬抑制部材３１の水平方向の幅が水平ベント管２３の口径の１．５倍の場合である。縦軸は、チャギングによる原子炉本体基礎５に負荷される荷重であり、一体型伝搬抑制部材３１がない場合を１００％とした相対値（％）である。また、原子炉本体基礎５に負荷される荷重として、トップベント２３ａの原子炉本体基礎５の付け根部のうち、上部と下部についてそれぞれ示している。

図４に示すように、一体型伝搬抑制部材３１の水平方向の幅が水平ベント管２３口径の１．２倍の場合、一体型伝搬抑制部材３１が設けられていない場合に比べて、荷重は、約９２％ないし９４％まで減少する。また、一体型伝搬抑制部材３１の水平方向の幅が水平ベント管２３口径の１．５倍の場合、一体型伝搬抑制部材３１が設けられていない場合に比べて、荷重は、さらに約６５％ないし７０％まで減少する。

ここで、トップベント２３ａの付け根部のうち、上部での荷重か、下部での荷重かによる違いは、数％である。

このように、一体型伝搬抑制部材３１を設けることにより、一体型伝搬抑制部材３１の水平方向の幅が水平ベント管２３口径の１．５倍にした場合では、チャギングによる原子炉本体基礎５にかかる荷重は、一体型伝搬抑制部材３１を設けない場合に比べて３０％程度軽減するという効果が得られる。

［第２の実施形態］
図５は、第２の実施形態に係るベント機構を示す斜視図である。本実施形態は第１の実施形態の変形である。

本第２の実施形態における一体型伝搬抑制部材４１に形成された３つの円形の貫通孔のうち、ミドルベント２３ｂおよびボトムベント２３ｃが貫通する貫通孔の内径は、トップベント２３ａが貫通する貫通孔の内径よりも大きく形成されている。

３つの貫通孔のそれぞれにトップベント２３ａ、ミドルベント２３ｂおよびボトムベント２３ｃが貫通した状態で、一体型伝搬抑制部材４１は、トップベント２３ａとたとえば溶接によって接合され、トップベント２３ａに固定されている。ミドルベント２３ｂおよびボトムベント２３ｃのそれぞれが貫通する貫通孔では、それぞれギャップ４２が形成されている。

以上のように構成された本実施形態によれば、水平ベント管２３のプール側開口部の外側であってプール側開口部付近で発生した圧力波のうち、原子炉本体基礎５の方向に伝搬する圧力波は、一体型伝搬抑制部材４１に遮られる。この結果、原子炉本体基礎５の方向への圧力波の伝搬は抑制され、第１の実施形態と同様の効果が得られる。

また、ミドルベント２３ｂおよびボトムベント２３ｃのそれぞれが貫通する貫通孔では、それぞれギャップ４２が形成されていることにより、水平ベント管２３どうしが互いに拘束されず、不要な荷重が生ずることを回避することができる。

なお、一体型伝搬抑制部材とトップベント２３ａ、ミドルベント２３ｂおよびボトムベント２３ｃのいずれとの間にもギャップを確保し、一体型伝搬抑制部材は、別の構造物等から支持されるようにしてもよい。

［第３の実施形態］
図６は、第３の実施形態に係るベント機構を示す斜視図である。本実施形態は、第１の実施形態の変形である。トップベント２３ａ、ミドルベント２３ｂおよびボトムベント２３ｃのそれぞれのプール側開口部近傍には、原子炉本体基礎５の表面壁に平行に広がった円形の個別型伝搬抑制部材５１が取り付けられている。

それぞれの個別型伝搬抑制部材５１は、中央に貫通孔を有する円板形状である。それぞれの個別型伝搬抑制部材５１は、その中央の貫通孔にトップベント２３ａ、ミドルベント２３ｂおよびボトムベント２３ｃがそれぞれ貫通した状態で、トップベント２３ａ、ミドルベント２３ｂおよびボトムベント２３ｃのそれぞれに接合され、支持されている。

以上のように構成された本実施形態によれば、水平ベント管２３のプール側開口部の外側であってプール側開口部付近で発生した圧力波のうち、原子炉本体基礎５の方向に伝搬する圧力波は、それぞれの個別型伝搬抑制部材５１に遮られる。この結果、原子炉本体基礎５の方向への圧力波の伝搬は抑制され、第１の実施形態と同様の効果が得られる。

また、それぞれの水平ベント管２３に取り付けられた個別型伝搬抑制部材５１どうしは、互いに連結されていないため不要な荷重を生じない点では、第２の実施形態と同様の効果が得られる。

［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。

実施形態では、原子炉施設における原子炉本体基礎への圧力波の伝搬を抑制する場合の例を示したが、これに限定されない。化学プラント等において、高圧蒸気を含む高圧流体を凝縮させるラインの開放端で発生する圧力波の、近傍の重要な機器、装置や構築物に対する影響を抑制する場合にも本発明は適用できる。

また、実施形態では、一体型伝搬抑制部材３１、４１、あるいは個別型伝搬抑制部材５１が、水平ベント管２３のプール側開口部近傍に設けられている場合を示したが、これに限定されない。設置位置がプール側開口部から離れていると、一体型伝搬抑制部材３１、４１、あるいは個別型伝搬抑制部材５１の面積が変わらなければ、原子炉本体基礎５での圧力波の直接到達が回避される領域が狭くなる。しかしながら、一体型伝搬抑制部材３１、４１の幅、あるいは個別型伝搬抑制部材５１の径を大きくすることによりそれを補償できれば、設置位置がプール側開口部から離れている場合でもよい。

さらに、一体型伝搬抑制部材３１、４１、個別型伝搬抑制部材５１については、必ずしも水平ベント管２３の軸に垂直な平面や原子炉本体基礎５の表面壁に平行な面として構成される必要はなく、水平ベント管２３の軸に垂直な面に対して傾きを有していてもよい。すなわち、一体型伝搬抑制部材３１、４１、個別型伝搬抑制部材５１については、水平ベント管２３の軸に垂直な方向に広がるよう（一体型伝搬抑制部材３１、４１、個別型伝搬抑制部材５１の画成する面の法線ベクトルが水平ベント管２３の軸方向の成分をもつよう）に設けられていれば圧力波の伝搬を抑制でき、各実施形態に記載した作用効果を奏することができる。

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、２ａ…スカート、５…原子炉本体基礎、７…原子炉建屋、１０…原子炉格納容器、１１…上部ドライウェル、１２…下部ドライウェル、１３…ウェットウェル、１４…サプレッションプール、２０…ベント機構、２２…垂直ベント管、２３…水平ベント管、２３ａ…トップベント、２３ｂ…ミドルベント、２３ｃ…ボトムベント、２４…リターンライン、２５…真空破壊弁、２６…連通孔、３１、４１…一体型伝搬抑制部材、４２…ギャップ、５１…個別型伝搬抑制部材、１００…原子炉施設

Claims (5)

1. 上端、および下部側面に開口部を有し、上方で発生した高圧流体を下方に設けられた冷却用プールに移送する垂直ベント管と、
   水平方向に延びて、付け根部が前記垂直ベント管の前記下部側面の前記開口部と連通するように接続されて、前記付け根部の反対側の端部が前記冷却用プールに開口する少なくとも一つの水平ベント管と、
   前記冷却用プール内の前記水平ベント管の外周部に、前記水平ベント管の軸方向に垂直な方向に広がるように設けられた伝搬抑制部材と、
   を有するベント機構。
2. 前記水平ベント管は複数であり、互いに鉛直方向に間隔をあけて配されており、
   前記水平ベント管のそれぞれの前記伝搬抑制部材は、互いに一体に形成されていることを特徴とする請求項１に記載のベント機構。
3. 前記伝搬抑制部材は、少なくとも一つの前記水平ベント管の外周面に接続されてかつ支持されていることを特徴とする請求項１または請求項２に記載のベント機構。
4. 前記伝搬抑制部材は、それぞれの前記水平ベント管の外周面にそれぞれ接続されてかつ支持されており、円板形状であることを特徴とする請求項１に記載のベント機構。
5. 請求項１ないし４のいずれか一項に記載のベント機構と、
   炉心を内包して鉛直方向を軸方向とする円筒状の原子炉本体基礎に支持される原子炉圧力容器を格納するドライウェルと、サプレッションプールが下部に形成されたウェットウェルとを有する原子炉格納容器とを備え、
   前記冷却用プールは前記サプレッションプールであり、前記垂直ベント管の前記上端は前記ドライウェル内に開口することを特徴とする原子炉施設。

Images