JP2016099205A - 原子炉格納容器保全設備および原子炉格納容器保全方法 - Google Patents

Abstract

【課題】フィルタ性能を確保しつつ排気機構を小型化すること。【解決手段】炉心を格納する原子炉圧力容器１０１を気密状態で収容する原子炉格納容器１００に設けられる原子炉格納容器保全設備であって、原子炉格納容器１００の内部であって原子炉圧力容器１０１の上方に配置されたスプレイノズル１１、および当該スプレイノズル１１に接続されて原子炉格納容器１００の外部からスプレイノズル１１に冷却水Ｗを供給する給水手段１２を有する注水機構１と、原子炉格納容器１００の外部に引き出される排気配管２１、および排気配管２１に接続されて原子炉格納容器１００の内部に発生する水蒸気から放射性物質を除くフィルタ２２を有する排気機構２と、を備える。【選択図】図２

Description

本発明は、炉心が溶融して原子炉圧力容器から流出するシビアアクシデント時での原子炉格納容器の安全を確保するための原子炉格納容器保全設備および原子炉格納容器保全方法に関する。

従来、原子力プラントにおけるシビアアクシデントを想定した対策として、例えば、特許文献１では、原子炉圧力容器から流出した溶融物を補足する捕捉部と、冷媒が貯蔵されている冷媒貯蔵部内に設けられて補足部を介して溶融物が流入する複数の筒部とを有する溶融物冷却構造が示されている。この溶融物冷却構造は、溶融物を複数に分散させて小分けに筒部内に堆積することで、流出した溶融物が山状に堆積することを防止する。しかも、筒部を介して当該筒部に流入した小分けにされた溶融物と、冷媒貯蔵部内の冷媒との接触面積を増加させることで、原子炉から流出した溶融物の冷却効率を向上させる。

また、例えば、特許文献２では、上部ドライウェルと圧力抑制プールとを結ぶ蒸気ベント管と、通常時における圧力抑制プールの水面の高さよりも低い位置の下部ドライウェル内部と圧力抑制プールとを結ぶ冷却水流路管と、下部ドライウェル内で冷却水流路管に設けられて、通常時には閉じていて下部ドライウェル内の温度が所定の温度よりも高くなったときに開放される温度作動弁機能と、圧力抑制プール側から下部ドライウェル側へ向かう流れを許容し下部ドライウェル側から圧力抑制プール側へ向かう流れを阻止する逆止弁機能と、を備えた原子力プラントが示されている。この原子力プラントは、原子炉の非常時に圧力抑制プールを水源として下部ドライウェルに注水を行なうことができ、しかも圧力抑制プールの圧力抑制機能を損なわない構成とする。

特開２０１１−１７４８９７号公報 特開２０１１−１３３３７２号公報

溶融物を冠水させて冷却する場合、溶融物の崩壊熱により原子炉格納容器内で水蒸気が発生する。すると、水蒸気の充満によって原子炉格納容器の内部の圧力が上昇し、原子炉格納容器の耐圧を超えた場合、原子炉格納容器が破壊されるおそれがある。このような事態を回避するため、従来では、特許文献１や特許文献２に記載のように冷却効率や圧力抑制機能を高める工夫がなされている。

一方、原子炉格納容器の内圧が上昇し原子炉格納容器の耐圧を超える場合では、内圧を下げるために原子炉格納容器の外部に水蒸気を放出することが必要となり、その場合、水蒸気から放射性物質を除くためのフィルタを有する排気機構を備えることとなる。

しかしながら、排気機構、特にフィルタの性能をより高いものとするには、フィルタ自体が大型化し、原子炉格納容器や、原子炉格納容器付近の建屋の耐震性が低下するおそれがある。そのため小型でも十分なフィルタ性能を有する排気機構が望まれている。

本発明は上述した課題を解決するものであり、フィルタ性能を確保しつつ排気機構を小型化することのできる原子炉格納容器保全設備および原子炉格納容器保全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に、本発明の原子炉格納容器保全設備は、炉心を格納する原子炉圧力容器を気密状態で収容する原子炉格納容器に設けられる原子炉格納容器保全設備であって、前記原子炉格納容器の内部であって前記原子炉圧力容器の上方に配置されたスプレイノズル、および当該スプレイノズルに接続されて前記原子炉格納容器の外部から前記スプレイノズルに冷却水を供給する給水手段を有する注水機構と、前記原子炉格納容器の外部に引き出される排気配管、および前記排気配管に接続されて前記原子炉格納容器の内部に発生する水蒸気から放射性物質を除くフィルタを有する排気機構と、を備えることを特徴とする。

この原子炉格納容器保全設備によれば、注水機構により原子炉圧力容器の上方から冷却水を注水することで、原子炉格納容器の内部で発生した水蒸気を凝縮させる。このため、原子炉格納容器の内部の圧力の上昇を抑制することが可能となり、排気機構による水蒸気の排出を防止する、または水蒸気の排出タイミングを遅延させることが可能になる。さらに、排気機構による水蒸気の排出タイミングを遅延させた時間で、炉心の崩壊熱が低下して水蒸気発生量が低下するため、水蒸気を排出する場合に小容量のフィルタを用いることが可能になり、かつ小口径の排気配管を用いて原子炉格納容器に既設の貫通部配管を流用することが可能になる。この結果、フィルタ性能を確保しつつ排気機構を小型化することができる。このように、排気機構の小型化の実現により、配置スペースの自由度が高まるとともに、設備コストを低減することができる。しかも、注水機構により原子炉圧力容器の上方から冷却水を注水することで、原子炉格納容器の内部において浮遊する放射性物質を含み得る塵や埃などの浮遊物を沈下させることができ、水蒸気とともに当該浮遊物をフィルタ側に送り排出する事態を防ぐ。このため、小容量のフィルタを用いることが可能になる。この結果、フィルタ性能を確保しつつ排気機構を小型化することができる。

また、本発明の原子炉格納容器保全設備は、前記注水機構により前記原子炉格納容器の内部に断続して冷却水を注水することを特徴とする。

この原子炉格納容器保全設備によれば、断続して冷却水を注水することで、原子炉格納容器の内部の圧力を一定に保ち、原子炉格納容器の内部で発生した水蒸気の凝縮を促進させる。この結果、排気機構による水蒸気の排出を防止する効果、または水蒸気の排出タイミングをより遅延させる効果を顕著に得ることができる。

また、本発明の原子炉格納容器保全設備は、前記注水機構による冷却水の注水により前記原子炉格納容器の内部が所定水位となった場合、前記注水機構による冷却水の注水を停止することを特徴とする。

この原子炉格納容器保全設備によれば、排気機構において原子炉格納容器の内部での排気配管の開口部を冠水させない水位、または重要な機器（検出器など）を冠水させない水位を維持することができる。

また、本発明の原子炉格納容器保全方法は、原子炉格納容器の内部の圧力が発生する水蒸気により第一圧力となった場合に前記原子炉格納容器の内部に原子炉圧力容器の上方から断続して冷却水を注水する工程と、次に、前記原子炉格納容器の内部の圧力が前記第一圧力よりも高い第二圧力となった場合、前記水蒸気から放射性物質を除くフィルタを介して前記水蒸気を前記原子炉格納容器の外部に排出する工程と、を含むことを特徴とする。

この原子炉格納容器保全方法によれば、断続して冷却水を注水することで、原子炉格納容器の内部の圧力を一定に保ち、原子炉格納容器の内部で発生した水蒸気の凝縮を促進させる。このため、原子炉格納容器の外部への水蒸気の排出を防止する、または水蒸気の排出タイミングを遅延させることが可能になる。さらに、水蒸気の排出タイミングを遅延させた時間で、炉心の崩壊熱が低下して水蒸気発生量が低下するため、水蒸気を排出する場合に小容量のフィルタを用いることが可能になり、かつ小口径の排気配管を用いて原子炉格納容器に既設の貫通部配管を流用することが可能になる。この結果、フィルタ性能を確保しつつ排気機構を小型化することができる。このように、排気機構の小型化の実現により、配置スペースの自由度が高まるとともに、設備コストを低減することができる。しかも、注水機構により原子炉圧力容器の上方から冷却水を注水することで、原子炉格納容器の内部において浮遊する放射性物質を含み得る塵や埃などの浮遊物を沈下させることができ、水蒸気とともに当該浮遊物をフィルタ側に送り排出する事態を防ぐ。このため、小容量のフィルタを用いることが可能になる。この結果、フィルタ性能を確保しつつ排気機構を小型化することができる。

本発明によれば、フィルタ性能を確保しつつ排気機構を小型化することができる。

図１は、原子力プラントの一例の概略構成図である。 図２は、本発明の実施形態に係る原子炉格納容器保全設備の構成図である。 図３は、本発明の実施形態に係る原子炉格納容器保全設備の動作を示すフローチャートである。 図４は、本発明の実施形態に係る原子炉格納容器保全設備による作用を示す図である。 図５は、本発明の実施形態に係る原子炉格納容器保全設備の他の動作を示すフローチャートである。

以下に、本発明に係る実施形態を図面に基づいて詳細に説明する。なお、この実施形態によりこの発明が限定されるものではない。また、下記実施形態における構成要素には、当業者が置換可能かつ容易なもの、あるいは実質的に同一のものが含まれる。

図１は、原子力プラントの一例の概略構成図である。図１に示す原子力プラントは、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）である。この原子力プラントは、原子炉格納容器１００内において、原子炉圧力容器１０１、加圧器１０２、蒸気発生器１０３および一次冷却水ポンプ１０４が、一次冷却水管１０５により順次接続されて、一次冷却水の循環経路が構成されている。

原子炉圧力容器１０１は、内部に炉心である複数の燃料集合体１０１ａを密閉状態で格納するもので、燃料集合体１０１ａが挿抜できるように、容器本体１０１ｂとその上部に装着される容器蓋１０１ｃとにより構成されている。容器蓋１０１ｃは、容器本体１０１ｂに対して開閉可能に設けられている。容器本体１０１ｂは、上方が開口し、下方が半球形状とされて閉塞された円筒形状をなし、上部に一次冷却水としての軽水を給排する入口側管台１０１ｄおよび出口側管台１０１ｅが設けられている。出口側管台１０１ｅは、蒸気発生器１０３の入口側水室１０３ａに連通するように一次冷却水管１０５が接続されている。また、入口側管台１０１ｄは、蒸気発生器１０３の出口側水室１０３ｂに連通するように一次冷却水管１０５が接続されている。

蒸気発生器１０３は、半球形状に形成された下部において、入口側水室１０３ａと出口側水室１０３ｂとが仕切板１０３ｃによって区画されて設けられている。入口側水室１０３ａおよび出口側水室１０３ｂは、その天井部に設けられた管板１０３ｄによって蒸気発生器１０３の上部側と区画されている。蒸気発生器１０３の上部側には、逆Ｕ字形状の伝熱管１０３ｅが設けられている。伝熱管１０３ｅは、入口側水室１０３ａと出口側水室１０３ｂとを繋ぐように端部が管板１０３ｄに支持されている。そして、入口側水室１０３ａは、入口側の一次冷却水管１０５が接続され、出口側水室１０３ｂは、出口側の一次冷却水管１０５が接続されている。また、蒸気発生器１０３は、管板１０３ｄによって区画された上部側の上端に、出口側の二次冷却水管１０６ａが接続され、上部側の側部に、入口側の二次冷却水管１０６ｂが接続されている。

また、原子力プラントは、蒸気発生器１０３が、原子炉格納容器１００外で二次冷却水管１０６ａ，１０６ｂを介して蒸気タービン１０７に接続されて、二次冷却水の循環経路が構成されている。

蒸気タービン１０７は、高圧タービン１０８および低圧タービン１０９を有すると共に、発電機１１０が接続されている。また、高圧タービン１０８および低圧タービン１０９は、湿分分離加熱器１１１が、二次冷却水管１０６ａから分岐して接続されている。また、低圧タービン１０９は、復水器１１２に接続されている。この復水器１１２は、二次冷却水管１０６ｂに接続されている。二次冷却水管１０６ｂは、上述したように蒸気発生器１０３に接続され、復水器１１２から蒸気発生器１０３に至り、復水ポンプ１１３、低圧給水加熱器１１４、脱気器１１５、主給水ポンプ１１６、高圧給水加熱器１１７および主給水弁１１８が設けられている。

従って、原子力プラントでは、一次冷却水が原子炉圧力容器１０１にて加熱されて高温・高圧となり、加圧器１０２にて加圧されて圧力を一定に維持されつつ、一次冷却水管１０５を介して蒸気発生器１０３に供給される。蒸気発生器１０３では、一次冷却水と二次冷却水との熱交換が行われることにより、二次冷却水が蒸発して蒸気となる。熱交換後の冷却した一次冷却水は、一次冷却水管１０５を介して一次冷却水ポンプ１０４側に回収され、原子炉圧力容器１０１に戻される。一方、熱交換により蒸気となった二次冷却水は、蒸気タービン１０７に供給される。蒸気タービン１０７に係り、湿分分離加熱器１１１は、高圧タービン１０８からの排気から湿分を除去し、さらに加熱して過熱状態とした後に低圧タービン１０９に送る。蒸気タービン１０７は、二次冷却水の蒸気により駆動され、その動力が発電機１１０に伝達されて発電される。タービンの駆動に供された蒸気は、復水器１１２に排出される。復水器１１２は、取水管１１２ａを介してポンプ１１２ｂにより取水した冷却水（例えば、海水）と、低圧タービン１０９から排出された蒸気とを熱交換し、当該蒸気を凝縮させて低圧の飽和液に戻す。熱交換に用いられた冷却水は、排水管１１２ｃから排出される。また、凝縮された飽和液は、二次冷却水となり、復水ポンプ１１３によって二次冷却水管１０６ｂを介して復水器１１２の外部に送り出される。さらに、二次冷却水管１０６ｂを経る二次冷却水は、低圧給水加熱器１１４で、例えば、低圧タービン１０９から抽気した低圧蒸気により加熱され、脱気器１１５で溶存酸素や不凝結ガス（アンモニアガス）などの不純物が除去された後、主給水ポンプ１１６により送水され、高圧給水加熱器１１７で、例えば、高圧タービン１０８から抽気した高圧蒸気により加熱された後、蒸気発生器１０３に戻される。ここで、二次冷却水を蒸気発生器１０３に給水する系統を主給水系という。主給水系は、蒸気発生器１０３の二次冷却水の水位を維持するため、主給水ポンプ１１６や主給水弁１１８などが制御される。

図２は、本実施形態に係る原子炉格納容器保全設備の構成図である。図２に示すように、原子炉格納容器１００の内部において、原子炉圧力容器１０１の容器本体１０１ｂの下部を囲むように原子炉キャビティ１０が設けられている。この原子炉キャビティ１０は、炉心が溶融して原子炉圧力容器１０１から流出するシビアアクシデント時において、溶融物を捕捉し、かつ冷却水が満たされることで溶融物を冷却するものである。

そして、本実施形態の原子炉格納容器保全設備は、注水機構１および排気機構２を備える。注水機構１は、原子炉格納容器１００の内部において、原子炉圧力容器１０１の上方に配置されたスプレイノズル１１、および当該スプレイノズル１１に接続されて原子炉格納容器１００の外部からスプレイノズル１１に冷却水Ｗを供給する給水手段１２を有する。

スプレイノズル１１は、例えば、原子炉圧力容器１０１の上方でリング状に形成されたノズル配管１１ａに、当該リング状に沿って複数のノズル部１１ｂが設けられたものである。また、ノズル配管１１ａは、リング状部分から延出する注水配管１１ｃが接続されている。この注水配管１１ｃは、原子炉格納容器１００の外部に引き出されている。

給水手段１２は、貯留部１２ａと、給水配管１２ｂと、給水ポンプ１２ｃと、給水弁１２ｄとを有している。貯留部１２ａは、冷却水Ｗを貯留する。給水配管１２ｂは、原子炉格納容器１００の外部に引き出された注水配管１１ｃと貯留部１２ａとを接続する。給水ポンプ１２ｃは、給水配管１２ｂに設けられ、給水配管１２ｂを通じて貯留部１２ａの冷却水Ｗを注水配管１１ｃに圧送する。給水弁１２ｄは、例えば、電動弁からなり、給水配管１２ｂにおける冷却水Ｗの供給を開放または閉止する。なお、本実施形態において、注水機構１は、注水量を検出するため、給水手段１２の給水配管１２ｂに流量計３が設けられている。

すなわち、注水機構１は、給水弁１２ｄを開放状態とし給水ポンプ１２ｃを稼動することで、貯留部１２ａの冷却水Ｗを給水配管１２ｂから注水配管１１ｃを介してノズル配管１１ａに供給し、当該冷却水Ｗをノズル部１１ｂから注水する。また、注水機構１は、給水弁１２ｄを閉止状態とし給水ポンプ１２ｃを停止することで、冷却水Ｗの注水を停止する。

排気機構２は、原子炉格納容器１００の内部から、当該原子炉格納容器１００の外部に引き出された排気配管２１と、原子炉格納容器１００の外部において排気配管２１に接続されるフィルタ２２とを有している。排気配管２１は、排気弁２１ａが設けられている。排気弁２１ａは、例えば、電動弁からなり、排気配管２１における排気を開放または閉止する。フィルタ２２は、上下が閉塞された筒体であり密閉構造とされている。フィルタ２２は、その内部の下方に、排気配管２１に接続されたノズル配管２２ａが設けられている。ノズル配管２２ａは、例えば、排気配管２１に接続されつつフィルタ２２の内部で下方に向けて延在し、フィルタ２２の内部の底で水平放射方向に複数に分岐して設けられている。そして、分岐した各先端に排気ノズル２２ｂがそれぞれ設けられている。この排気ノズル２２ｂは、フィルタ２２の内部に注入された吸着液Ｌに浸されている。吸着液Ｌは、水であり、吸着剤が添加されていてもよい。また、フィルタ２２は、その内部の上方に、気水分離器２２ｃが設けられている。気水分離器２２ｃは、複数の波板を並設したもので、吸着液Ｌから離隔して設けられている。また、フィルタ２２は、その上部に、外部に通じる排気管２２ｄが設けられている。

すなわち、排気機構２は、排気弁２１ａを開放状態とすることで、原子炉格納容器１００の内部に発生する水蒸気を、排気配管２１および排気管２２ｄを介して原子炉格納容器１００の外部に排出する過程で、吸着液Ｌに通して水蒸気から放射性物質を吸着して除く。また、排気機構２は、排気弁２１ａを閉止状態とすることで、原子炉格納容器１００の外部への水蒸気の排出を停止する。

なお、本実施形態において、原子炉格納容器１００は、その内部の圧力を検出する圧力計４、およびその内部の水位を検出する水位計５が設けられている。

また、本実施形態の原子炉格納容器保全設備は、制御部６を有している。制御部６は、ＣＰＵ（Central Processing Unit）を中心とするマイクロプロセッサとして構成されており、このＣＰＵの他に、処理プログラムを記憶するＲＯＭ（Read Only Memory）と、データを一時的に記憶するＲＡＭ（Random Access Memory）と、記憶装置とを含むコンピュータシステムである。

この制御部６は、圧力計４により検出される圧力情報ｉＡを入力し、当該圧力情報ｉＡに応じた注水指令ｉａにより給水弁１２ｄを開閉制御するとともに給水ポンプ１２ｃを駆動制御する。また、制御部６は、圧力計４により検出される圧力情報ｉＡを入力し、当該圧力情報ｉＡに応じた排気指令ｉａ’により排気弁２１ａを開閉制御する。また、制御部６は、水位計５により検出される水位情報ｉＢまたは流量計３により検出される流量情報ｉＣに応じた注水指令ｉｃにより給水弁１２ｄを開閉制御するとともに給水ポンプ１２ｃを駆動制御する。

なお、制御部６により給水弁１２ｄ、給水ポンプ１２ｃおよび排気弁２１ａを制御せず、圧力計４により検出される圧力情報ｉＡを入力し、当該圧力情報ｉＡに応じた注水指令ｉａにより注水開始または注水停止を報知する。また、制御部６は、圧力計４により検出される圧力情報ｉＡを入力し、当該圧力情報ｉＡに応じた排気指令ｉａ’により排気開始または排気停止を報知する。また、制御部６は、水位計５により検出される水位情報ｉＢまたは流量計３により検出される流量情報ｉＣに応じた注水指令ｉｂ（ｉｃ）により注水開始または注水停止を報知する。これらの報知は、ブザーやランプなどで行う。この場合、報知に基づいて作業員により給水弁１２ｄ、給水ポンプ１２ｃおよび排気弁２１ａが操作される。

図３は、本実施形態に係る原子炉格納容器保全設備の動作を示すフローチャートであり、図４は、本実施形態に係る原子炉格納容器保全設備による作用を示す図である。

図３および図４は、シビアアクシデントとなった場合を示している。シビアアクシデント時では、原子炉キャビティ１０に冷却水が満たされ、捕捉した溶融物を冷却する。この際、溶融物の崩壊熱により原子炉格納容器１００内で水蒸気が発生する。

そこで、制御部６は、原子炉格納容器１００の内部が第一圧力Ｐ１となった場合（ステップＳ１：Ｙｅｓ）、給水弁１２ｄを開放状態にするとともに給水ポンプ１２ｃを駆動して注水を開始する（ステップＳ２）。ここで、第一圧力Ｐ１とは、原子炉格納容器１００が十分に耐え得る設計圧力である。一方、制御部６は、原子炉格納容器１００の内部が第一圧力Ｐ１とならなければ（ステップＳ１：Ｎｏ）、ステップＳ１を繰り返して圧力の監視を行う。なお、作業員が給水弁１２ｄおよび給水ポンプ１２ｃを操作する場合、制御部６は、第一圧力Ｐ１となった場合（ステップＳ１：Ｙｅｓ）、報知を行う。

ステップＳ２で注水を開始した後、制御部６は、原子炉格納容器１００の内部の水位が所定水位に至らず（ステップＳ３：Ｎｏ）、かつ第一設定圧力Ｐ１’以下となった場合（ステップＳ４：Ｙｅｓ）、注水を停止する（ステップＳ５）。ここで、所定水位とは、例えば、排気機構２において原子炉格納容器１００の内部での排気配管２１の開口部を冠水させない水位、またはシビアアクシデントにおいて重要な機器（検出器など）を冠水させない水位である。また、第一設定圧力Ｐ１’とは、第一圧力Ｐ１よりも低く設定された圧力である。なお、作業員が給水弁１２ｄおよび給水ポンプ１２ｃを操作する場合、制御部６は、第一設定圧力Ｐ１’となった場合（ステップＳ４：Ｙｅｓ）、報知を行う。

ステップＳ５で注水を停止した後、制御部６は、ステップＳ１に戻り、第一圧力Ｐ１となった場合（ステップＳ１：Ｙｅｓ）、注水を開始、または報知を行う（ステップＳ２）。このように、ステップＳ１〜ステップＳ５の動作を繰り返すことで、原子炉格納容器１００の内部の圧力を一定に保てる。

また、ステップＳ４において、第一設定圧力Ｐ１’以下でない場合（ステップＳ４：Ｎｏ）、注水を続ける（ステップＳ２）。また、ステップＳ３において、所定水位となった場合（ステップＳ３：Ｙｅｓ）、注水を停止する（ステップＳ６）。なお、作業員が給水弁１２ｄおよび給水ポンプ１２ｃを操作する場合、制御部６は、所定水位となった場合（ステップＳ３：Ｙｅｓ）、報知を行う。

ステップＳ６で注水を停止した後、制御部６は、原子炉格納容器１００の内部が第二圧力Ｐ２となった場合（ステップＳ７：Ｙｅｓ）、排気弁２１ａを開放状態としてフィルタ２２を介して水蒸気を原子炉格納容器１００の外部に排出する（ステップＳ８）。ここで、第二圧力Ｐ２とは、第一圧力Ｐ１よりも高く、原子炉格納容器１００が設計上耐え得る上限の圧力である。一方、制御部６は、原子炉格納容器１００の内部が第二圧力Ｐ２とならなければ（ステップＳ７：Ｎｏ）、ステップＳ７に戻り圧力の監視を行う。なお、作業員が排気弁２１ａを操作する場合、制御部６は、第二圧力Ｐ２となった場合（ステップＳ７：Ｙｅｓ）、報知を行う。

ステップＳ８で排気を開始した後、制御部６は、原子炉格納容器１００の内部の圧力が低下して第一圧力Ｐ１となった場合（ステップＳ９：Ｙｅｓ）、排気を停止する（ステップＳ１０）。一方、制御部６は、原子炉格納容器１００の内部の圧力が低下して第一圧力Ｐ１とならなければ（ステップＳ９：Ｎｏ）、ステップＳ８に戻り排気を継続する。なお、作業員が排気弁２１ａを操作する場合、制御部６は、第一圧力Ｐ１となった場合（ステップＳ９：Ｙｅｓ）、報知を行う。

ステップＳ１０で排気を停止した後、制御部６は、ステップＳ３に戻り、水位が下がり所定水位となっていなければ（ステップＳ３：Ｎｏ）、第一圧力Ｐ１および第一設定圧力Ｐ１’を監視してステップＳ１〜ステップＳ６の注水動作を行う。一方、制御部６は、水位が下がらず所定水位となっていれば（ステップＳ３：Ｙｅｓ）、第二圧力Ｐ２を監視してステップＳ７〜ステップＳ１０の排気動作を行う。

このように、本実施形態の原子炉格納容器保全設備は、炉心を格納する原子炉圧力容器１０１を気密状態で収容する原子炉格納容器１００に設けられる原子炉格納容器保全設備であって、原子炉格納容器１００の内部であって原子炉圧力容器１０１の上方に配置されたスプレイノズル１１、および当該スプレイノズル１１に接続されて原子炉格納容器１００の外部からスプレイノズル１１に冷却水Ｗを供給する給水手段１２を有する注水機構１と、原子炉格納容器１００の外部に引き出される排気配管２１、および排気配管２１に接続されて原子炉格納容器１００の内部に発生する水蒸気から放射性物質を除くフィルタ２２を有する排気機構２と、を備える。

この原子炉格納容器保全設備は、注水機構１により原子炉圧力容器１０１の上方から冷却水Ｗを注水することで、原子炉格納容器１００の内部で発生した水蒸気を凝縮させる。このため、原子炉格納容器１００の内部の圧力の上昇を抑制することが可能となり、排気機構２による水蒸気の排出を防止する、または水蒸気の排出タイミングを遅延させることが可能になる。さらに、排気機構２による水蒸気の排出タイミングを遅延させた時間で、炉心の崩壊熱が低下して水蒸気発生量が低下するため、水蒸気を排出する場合に小容量のフィルタ２２を用いることが可能になり、かつ小口径の排気配管２１を用いて原子炉格納容器１００に既設の貫通部配管を流用することが可能になる。この結果、フィルタ性能を確保しつつ排気機構２を小型化することが可能になる。このように、排気機構２の小型化の実現により、配置スペースの自由度が高まるとともに、設備コストを低減することが可能になる。

しかも、注水機構１により原子炉圧力容器１０１の上方から冷却水Ｗを注水することで、原子炉格納容器１００の内部において浮遊する放射性物質を含み得る塵や埃などの浮遊物を沈下させることができ、水蒸気とともに当該浮遊物をフィルタ２２側に送り排出する事態を防ぐ。このため、小容量のフィルタ２２を用いることが可能になる。この結果、フィルタ性能を確保しつつ排気機構２を小型化することが可能になる。

また、本実施形態の原子炉格納容器保全設備は、注水機構１により原子炉格納容器１００の内部に断続して冷却水Ｗを注水することが好ましい。

この原子炉格納容器保全設備によれば、断続して冷却水Ｗを注水することで、原子炉格納容器１００の内部の圧力を一定に保ち、原子炉格納容器１００の内部で発生した水蒸気の凝縮を促進させる。この結果、排気機構２による水蒸気の排出を防止する効果、または水蒸気の排出タイミングをより遅延させる効果を顕著に得ることが可能になる。

また、本実施形態の原子炉格納容器保全設備は、注水機構１による冷却水の注水により原子炉格納容器１００の内部が所定水位となった場合、注水機構１による冷却水の注水を停止することが好ましい。

この原子炉格納容器保全設備によれば、排気機構２において原子炉格納容器１００の内部での排気配管２１の開口部を冠水させない水位、またはシビアアクシデントにおいて重要な機器（検出器など）を冠水させない水位を維持することが可能になる。

また、本実施形態の原子炉格納容器保全方法は、原子炉格納容器１００の内部の圧力が発生する水蒸気により第一圧力Ｐ１となった場合に原子炉格納容器１００の内部に原子炉圧力容器１０１の上方から断続して冷却水Ｗを注水する工程と、次に、原子炉格納容器１００の内部の圧力が第一圧力Ｐ１よりも高い第二圧力Ｐ２となった場合に水蒸気から放射性物質を除くフィルタ２２を介して水蒸気を原子炉格納容器１００の外部に排出する工程と、を含む。

この原子炉格納容器保全方法によれば、断続して冷却水Ｗを注水することで、原子炉格納容器１００の内部の圧力を一定に保ち、原子炉格納容器１００の内部で発生した水蒸気の凝縮を促進させる。このため、排気機構２による水蒸気の排出を防止する、または水蒸気の排出タイミングを遅延させることが可能になる。さらに、排気機構２による水蒸気の排出タイミングを遅延させた時間で、炉心の崩壊熱が低下して水蒸気発生量が低下するため、水蒸気を排出する場合に小容量のフィルタ２２を用いることが可能になり、かつ小口径の排気配管２１を用いて原子炉格納容器１００に既設の貫通部配管を流用することが可能になる。この結果、フィルタ性能を確保しつつ排気機構２を小型化することが可能になる。このように、排気機構２の小型化の実現により、配置スペースの自由度が高まるとともに、設備コストを低減することが可能になる。

しかも、注水機構１により原子炉圧力容器１０１の上方から冷却水Ｗを注水することで、原子炉格納容器１００の内部において浮遊する放射性物質を含み得る塵や埃などの浮遊物を沈下させることができ、水蒸気とともに当該浮遊物をフィルタ２２側に送り排出する事態を防ぐ。このため、小容量のフィルタ２２を用いることが可能になる。この結果、フィルタ性能を確保しつつ排気機構２を小型化することが可能になる。

図５は、本実施形態に係る原子炉格納容器保全設備の他の動作を示すフローチャートである。図５では、図３に示す動作に対して、注水動作（ステップＳ１〜ステップＳ６）は同様であり、排気動作においてステップＳ８以降の動作が異なる。

すなわち、ステップＳ８で排気を開始した後、制御部６は、原子炉格納容器１００の内部の圧力が低下して第二設定圧力Ｐ２’以下となった場合（ステップＳ１１：Ｙｅｓ）、排気を停止する（ステップＳ１２）。ここで、第二設定圧力Ｐ２’とは、第二圧力Ｐ２よりも低く設定された圧力である。一方、制御部６は、原子炉格納容器１００の内部が第二設定圧力Ｐ２’以下とならなければ（ステップＳ１１：Ｎｏ）、ステップＳ８に戻り排気を継続する。なお、作業員が排気弁２１ａを操作する場合、制御部６は、第二設定圧力Ｐ２’以下となった場合（ステップＳ１１：Ｙｅｓ）、報知を行う。

ステップＳ１２で排気を停止した後、制御部６は、原子炉格納容器１００の内部の圧力がさらに低下し（ステップＳ１３：Ｙｅｓ）、かつ第一圧力Ｐ１となった場合（ステップＳ１４：Ｙｅｓ）、ステップＳ３に戻り、水位が下がり所定水位となっていなければ（ステップＳ３：Ｎｏ）、第一圧力Ｐ１および第一設定圧力Ｐ１’を監視してステップＳ１〜ステップＳ６の注水動作を行う。一方、ステップＳ１３において、制御部６は、原子炉格納容器１００の内部の圧力がさらに低下していない場合（ステップＳ１３：Ｎｏ）、ステップＳ７に戻り圧力の監視を行う。また、ステップＳ１４において、制御部６は、第一圧力Ｐ１となっていない場合（ステップＳ１４：Ｎｏ）、ステップＳ１３に戻り圧力の監視を行う。また、ステップＳ３において、制御部６は、水位が下がらず所定水位となっていれば（ステップＳ３：Ｙｅｓ）、第二圧力Ｐ２を監視してステップＳ７〜ステップＳ１４の排気動作を行う。

このように、図５に示す動作のように、ステップＳ７〜ステップＳ１４の排気動作において、第二設定圧力Ｐ２’以下となった場合（ステップＳ１１：Ｙｅｓ）、排気を停止する（ステップＳ１２）。このため、図３に示す動作のように、原子炉格納容器１００の内部の圧力が低下して第一圧力Ｐ１となるまで（ステップＳ９：Ｙｅｓ）、排気を継続することがない。この結果、排気時間を短縮することで、フィルタ性能を確保しつつ排気機構２をさらに小型化することが可能になる。

なお、上述した実施形態では、原子炉格納容器保全設備の適用対象を加圧水型原子炉である原子力プラントとして説明したが、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ:Boiling Water Reactor）である原子力プラントにおいて原子炉格納容器保全設備を適用することも可能である。

１ 注水機構
２ 排気機構
３ 流量計
４ 圧力計
５ 水位計
６ 制御部
１０ 原子炉キャビティ
１１ スプレイノズル
１１ａ ノズル配管
１１ｂ ノズル部
１１ｃ 注水配管
１２ 給水手段
１２ａ 貯留部
１２ｂ 給水配管
１２ｃ 給水ポンプ
１２ｄ 給水弁
２１ 排気配管
２１ａ 排気弁
２２ フィルタ
２２ａ ノズル配管
２２ｂ 排気ノズル
２２ｃ 気水分離器
２２ｄ 排気管
１００ 原子炉格納容器
１０１ 原子炉圧力容器
Ｌ 吸着液
Ｗ 冷却水

Claims (4)

1. 炉心を格納する原子炉圧力容器を気密状態で収容する原子炉格納容器に設けられる原子炉格納容器保全設備であって、
   前記原子炉格納容器の内部であって前記原子炉圧力容器の上方に配置されたスプレイノズル、および当該スプレイノズルに接続されて前記原子炉格納容器の外部から前記スプレイノズルに冷却水を供給する給水手段を有する注水機構と、
   前記原子炉格納容器の外部に引き出される排気配管、および前記排気配管に接続されて前記原子炉格納容器の内部に発生する水蒸気から放射性物質を除くフィルタを有する排気機構と、
   を備えることを特徴とする原子炉格納容器保全設備。
2. 前記注水機構により前記原子炉格納容器の内部に断続して冷却水を注水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保全設備。
3. 前記注水機構による冷却水の注水により前記原子炉格納容器の内部が所定水位となった場合、前記注水機構による冷却水の注水を停止することを特徴とする請求項１または２に記載の原子炉格納容器保全設備。
4. 原子炉格納容器の内部の圧力が発生する水蒸気により第一圧力となった場合に前記原子炉格納容器の内部に原子炉圧力容器の上方から断続して冷却水を注水する工程と、
   次に、前記原子炉格納容器の内部の圧力が前記第一圧力よりも高い第二圧力となった場合、前記水蒸気から放射性物質を除くフィルタを介して前記水蒸気を前記原子炉格納容器の外部に排出する工程と、
   を含むことを特徴とする原子炉格納容器保全方法。

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