JP2016194419A - 原子炉の安全システム - Google Patents

Abstract

【課題】原子炉の安全システムにおいて、原子炉事故の発生時に原子炉をより安全に収束させることができる。
【解決手段】炉心溶融が発生しない深層防護レベル２，３での事象初期段階で作動する第１静的設備Ｐ２，Ｐ３と、炉心溶融が発生しない深層防護レベル２，３での事象収束段階で作動する動的設備Ａ２，Ａ３３と、炉心溶融が発生する深層防護レベル４での事象初期段階及び事象収束段階で作動する第２静的設備Ｐ４−１，Ｐ４−２とを設ける。
【選択図】図２

Description

本発明は、原子炉事故が発生したときに、この原子炉を安定して停止させるための原子炉の安全システムに関するものである。

例えば、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）を有する原子力発電プラントは、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、原子炉の炉心全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電するものである。そして、蒸気発生器は、原子炉からの高温高圧の一次系冷却水の熱を二次系冷却水に伝え、二次系冷却水で水蒸気を発生させるものである。

このような原子力発電プラントは、原子炉事故が発生したとき、この原子炉を安定して停止させるための各種の設備を有している。そして、このような原子炉を安定して停止させるための設備として、静的な設備と動的な設備があり、この静的な設備の長所と動的な設備の長所を組み合わせたハイブリッド安全システムが提案されている。

例えば、下記特許文献１に記載された沸騰水型原子炉のハイブリッド安全系は、原子炉冷却材喪失事故時、動的安全系と静的安全系を組み合わせて原子炉圧力容器を溝浸けし、その後は静的な安全系のみで炉心の冷却を継続するものである。

特許第５２７９３２５号公報

ところで、原子炉の安全システムは、深層保護の考え方に基づいて構築されている。即ち、異なる防護レベルにおいて、多重に連続し、且つ、独立した防護策を適用することが不可欠である。従来のハイブリッド安全システムは、一般的に、各防護レベルにて、事故の初期段階で静的な設備を適用し、その後の収束段階で動的な設備を適用する。ところが、炉心溶融などが発生した過酷事故（シビアアクシデント）では、収束段階で動的な設備を適用した場合、運転員に係る負担が大きいことから、運転員に係る負担を低減してより安全なシステムの提案が望まれている。

本発明は、上述した課題を解決するものであり、原子炉事故の発生時に原子炉をより安全に収束させることができる原子炉の安全システムを提供することを目的とする。

上記の目的を達成するための本発明の原子炉の安全システムは、炉心溶融が発生しない防護レベルでの事象初期段階で作動する第１静的設備と、炉心溶融が発生しない防護レベルでの事象収束段階で作動する動的設備と、炉心溶融が発生する防護レベルでの事象初期段階及び事象収束段階で作動する第２静的設備と、を備えることを特徴とするものである。

従って、炉心溶融が発生しない防護レベルにて、事象初期段階で第１静的設備が作動し、事象収束段階で動的設備が作動する。そして、炉心溶融が発生する防護レベルに至ると、事象初期段階から事象収束段階まで第２静的設備が作動する。そのため、炉心溶融に至るような状態で、事象初期段階から事象収束段階にかけて、外部電源などの駆動源を不要とし、且つ、運転員による判断なしに事故収束を継続することができる。そして、この間、運転員は、炉心損傷防止のための操作に集中することができる。その結果、原子炉事故の発生時に原子炉をより安全に収束させることができ、信頼性を向上することができる。

本発明の原子炉の安全システムでは、前記第２静的設備と前記動的設備は、それぞれ独立して作動する設備であることを特徴としている。

従って、炉心溶融が発生しない防護レベルで作動する動的設備と、炉心溶融が発生する防護レベルで作動する第２静的設備とが独立することから、多重防護設備を確立することができ、安全性及び信頼性を向上することができる。

本発明の原子炉の安全システムでは、前記第２静的設備は、事象初期段階で作動する初期静的設備と、事象収束段階で作動する収束静的設備とを有し、前記初期静的設備と前記収束静的設備は、それぞれ独立して作動する設備であることを特徴としている。

従って、炉心溶融が発生する防護レベルで作動する初期静的設備と収束静的設備が独立することから、多重防護設備を確立することができ、安全性及び信頼性を向上することができる。

本発明の原子炉の安全システムでは、前記初期静的設備は、原子炉格納容器を有し、前記収束静的設備は、前記原子炉格納容器の冷却設備を有することを特徴としている。

従って、初期静的設備を原子炉格納容器とし、収束静的設備を原子炉格納容器の冷却設備とすることから、事象初期段階から事象収束段階にかけて適正に事故収束することができる。

本発明の原子炉の安全システムによれば、炉心溶融が発生する防護レベルでの事象初期段階及び事象収束段階で作動する第２静的設備をもうけるので、原子炉事故の発生時に原子炉をより安全に収束させることができ、信頼性を向上することができる。

図１は、本実施形態の原子炉の安全システムが適用される原子力発電プラントを表す概略構成図である。 図２は、原子炉の安全システムを表す深層レベルに対する設備を説明するための表である。 図３は、静的設備と動的設備を説明するための分類表である。 図４は、原子炉の安全システムを表す概略図である。

以下に添付図面を参照して、本発明の原子炉の安全システムの好適な実施形態を詳細に説明する。なお、この実施形態により本発明が限定されるものではなく、また、実施形態が複数ある場合には、各実施形態を組み合わせて構成するものも含むものである。

図１は、本実施形態の原子炉の安全システムが適用される原子力発電プラントを表す概略構成図である。

本実施形態において、図１に示すように、原子力発電プラント１０は、原子炉を有している。この原子炉は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、炉心全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を後述する蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電する加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）である。なお、原子炉は、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ：Boiling Water Reactor）であってもよい。

原子炉格納容器１１は、内部に加圧水型原子炉１２と複数（図示は１個）の蒸気発生器１３が格納されている。加圧水型原子炉１２と各蒸気発生器１３は、高温側送給配管１４と低温側送給配管１５を介して連結されており、低温側送給配管１５に一次系冷却水ポンプ１６が設けられている。

加圧器１７は、下部が１個の高温側送給配管１４に連結されており、低温側送給配管１５から延びるスプレイ配管１８がこの加圧器１７の上部に連通し、中途部にスプレイ弁１９が設けられ、先端部にスプレイノズル２０が設けられている。加圧器１７は、上部に加圧器安全弁２１を有する加圧器安全配管２２の一端部が連結されており、加圧器安全配管２２の他端部が大気に開放している。また、加圧器１７は、上部に加圧器逃がし弁２３を有する加圧器逃がし配管２４の一端部が連結されており、加圧器逃がし配管２４の他端部に加圧器逃がしタンク２５が連結されている。

加圧水型原子炉１２は、内部に炉心２６が設けられており、この炉心２６は、複数の燃料集合体（燃料棒）２７により構成されている。また、加圧水型原子炉１２は、炉心２６における燃料集合体２７の間に複数の制御棒２８が配置されている。この各制御棒２８は、制御棒駆動装置２９により上下移動可能となっている。制御棒駆動装置２９は、制御棒２８を炉心２６に対して抜き差しすることで、原子炉出力を制御することができる。

蒸気発生器１３は、内部に逆Ｕ字形状をなす複数の伝熱管からなる伝熱管群３１が設けられている。複数の伝熱管は、各端部が管板に支持され、入室３２と出室３３に連通しており、入室３２に高温側送給配管１４の端部が連結され、出室３３に低温側送給配管１５の端部が連結されている。また、蒸気発生器１３は、図示しないが、伝熱管群３１の上方に給水を蒸気と熱水とに分離する気水分離器と、この分離された蒸気の湿分を除去して乾き蒸気に近い状態とする湿分分離器が設けられている。

また、加圧水型原子炉１２は、化学体積制御系（ＣＶＣＳ）３４が設けられている。低温側送給配管１５は、一次系冷却水循環ライン３５が設けられており、一次系冷却水循環ライン３５に再生熱交換器３６、非再生冷却器３７、脱塩塔３８、体積制御タンク３９、充填ポンプ４０が設けられている。一次系冷却水循環ライン３５は、一次系冷却水補給ライン４１を介して一次系純水タンク４２に連結され、一次系冷却水補給ライン４１に補給水ポンプ４３が設けられている。一次系冷却水補給ライン４１は、ホウ酸水供給ライン４４を介してホウ酸タンク４５が連結され、ホウ酸水供給ライン４４にホウ酸ポンプ４６が設けられている。加圧水型原子炉１２は、化学体積制御系３４により炉心２６におけるホウ素濃度を調整可能である。

原子炉格納容器１１は、内部に原子炉非常用冷却装置４７が設けられている。原子炉格納容器１１は、下部に燃料取替用水ピット４８が設けられており、この燃料取替用水ピット４８から原子炉格納容器１１の外部を通って再び原子炉格納容器１１内に戻り、加圧水型原子炉１２の上方まで延出される冷却水散布ライン４９が設けられている。この冷却水散布ライン４９は、中間部にスプレイポンプ５０と冷却器５１が設けられ、先端部に多数の噴射ノズル５２が設けられている。また、燃料取替用水ピット４８から原子炉格納容器１１の外部を通って再び原子炉格納容器１１内に戻り、加圧水型原子炉１２に連結される冷却水供給ライン５３が設けられている。この冷却水供給ライン５３は、安全注入ポンプ５４、開閉弁５５が設けられている。

原子炉格納容器１１は、内部に蓄圧タンク５６が設けられている。蓄圧タンク５６は、注入ライン５７を介して低温側送給配管１５に連結されており、注入ライン５７に開閉弁５８が設けられている。また、冷却水散布ライン４９から分岐した冷却水分岐ライン５９が注入ライン５７に連結されている。

原子炉格納容器１１は、冷却媒体を自然対流により循環させて冷却する格納容器冷却設備９３が設けられている。格納容器冷却設備９３は、原子炉格納容器１１の内部に設けられる内部容器９４と、原子炉格納容器１１の外部に設けられる外部容器９５とを有し、配管９６，９７により連結され、配管９７に開閉弁９８が設けられている。そして、内部容器９４、外部容器９５、配管９６，９７内に冷却媒体が充填される。また、外部容器９５の下方に送風機９９が設けられている。そのため、開閉弁９８を開放すると、原子炉格納容器１１の内部が内部容器９４内の冷却媒体により冷却され、高温となった冷却媒体が配管９６を通って外部容器９５に送られ、送風機９９の冷却風により冷却された後、配管９７を通って内部容器９４送られる。

加圧水型原子炉１２は、炉心２６の燃料集合体２７により一次系冷却水として軽水が加熱され、高温の一次系冷却水が加圧器１７により所定の高圧に維持された状態で、高温側送給配管１４を通して蒸気発生器１３に送られる。この蒸気発生器１３は、高温高圧の一次系冷却水と二次系冷却水との間で熱交換を行うことで二次系蒸気を生成し、冷やされた一次系冷却水が加圧水型原子炉１２に戻される。このとき、制御棒駆動装置２９は、炉心２６から制御棒２８を抜き差しすることで、炉心２６内での核分裂を調整する。即ち、燃料集合体２７を構成する原子燃料が核分裂することで中性子を放出し、軽水が放出された高速中性子の運動エネルギを低下させて熱中性子とし、新たな核分裂を起こしやすくすると共に、発生した熱を奪って冷却する。制御棒駆動装置２９は、全ての制御棒２８を炉心２６に挿入することで、加圧水型原子炉１２を停止することができる。

各蒸気発生器１３は、上端部が配管６１ａを介して蒸気タービン６２と連結されており、この配管６１ａに主蒸気隔離弁６３が設けられている。蒸気タービン６２は、高圧タービン６４と低圧タービン６５を有すると共に、発電機（発電装置）６６が接続されている。また、高圧タービン６４と低圧タービン６５は、その間に湿分分離加熱器６７が設けられている。低圧タービン６５は、復水器６８を有しており、この復水器６８は、配管６１ａからバイパス弁６９を有するタービンバイパス配管７０が接続されると共に、冷却水（例えば、海水）を給排する取水管７１及び排水管７２が連結されており、取水管７１に給水ポンプ（海水ポンプ、循環水ポンプ）７３が装着されている。

復水器６８は、配管６１ｂが接続されており、この配管６１ｂに復水ポンプ７４、グランドコンデンサ７５、復水脱塩装置７６、低圧給水加熱器７７、脱気器７８、主給水ポンプ７９、高圧給水加熱器８０、主給水制御弁８１が設けられている。

また、配管６１ａは、主蒸気逃がし弁８２を有する主蒸気逃がし配管８３の一端部と、主蒸気安全弁８４を有する主蒸気安全配管８５の一端部が接続されており、各配管８３，８５の他端部が大気に開放している。一方、配管６１ｂは、主給水制御弁８１と蒸気発生器１３との間に補助給水配管８６の一端部が接続されており、この補助給水配管８６は開閉弁８７が設けられ、他端部に復水タンク８８が接続されている。補助給水配管８６は、並列して２個の分岐補助給水配管８９，９０が設けられ、分岐補助給水配管８９に補助給水ポンプ９１が設けられ、分岐補助給水配管９０に電動補助給水ポンプ９２が設けられている。補助給水ポンプ９１は、蒸気によりタービンが回転することで駆動し、電動補助給水ポンプ９２は、非常用電源により駆動する。

そのため、蒸気発生器１３にて、二次系冷却水が高温高圧の一次系冷却水と熱交換を行って生成された二次系蒸気は、配管６１ａを通して蒸気タービン６２（高圧タービン６４から低圧タービン６５）に送られ、この蒸気により蒸気タービン６２を駆動して発電機６６により発電を行う。このとき、蒸気発生器１３からの蒸気は、高圧タービン６４を駆動した後、湿分分離加熱器６７で蒸気に含まれる湿分が除去されると共に加熱されてから低圧タービン６５を駆動する。そして、蒸気タービン６２を駆動した蒸気は、復水器６８で海水を用いて冷却されて復水となり、配管６１ｂを通って蒸気発生器１３に戻される。

また、原子力発電プラント１０は、加圧水型原子炉１２や蒸気発生器１３などの運転状態を検出するための各種センサが設けられている。加圧水型原子炉１２は、内部の温度を検出する温度センサ１０１と、内部の圧力を検出する圧力センサ１０２が設けられている。蒸気発生器１３は、二次冷却水の水位を検出する水位センサ１０３と、内部の圧力を検出する圧力センサ１０４が設けられている。また、低温側送給配管１５は、一次冷却水の温度を検出する温度センサ１０５と、圧力を検出する圧力センサ１０６が設けられている。加圧器１７は、一次冷却水の水位を検出する水位センサ１０７と、内部の圧力を検出する圧力センサ１０８が設けられている。配管６１ａは、主蒸気（一次冷却水）の圧力を検出する圧力センサ１０９と、流量を検出する流量センサ１１０が設けられている。

また、原子炉格納容器１１は、内部の放射線量を検出する放射線モニタ１１１と、水素濃度を検出する濃度センサ１１２と、温度を検出する温度センサ１１３と、圧力を検出する圧力センサ１１４が設けられている。原子炉非常用冷却装置４７は、冷却水散布ライン４９を流れる冷却水の流量を検出する流量センサ１１５が設けられている。補助給水配管８６は、給水ポンプ９１，９２により供給される冷却水の流量を検出する流量センサ１１６が設けられている。また、図示しないプラント機器の監視操作を行う監視操作画面における母線の電圧を表示する電圧センサ１１７が設けられている。この安全系ＶＤＵにより外部電源の有無や非常用電源の有無を検出することができる。

中央制御室２００は、本実施形態の原子炉の安全システムを有する監視制御装置２０１が設けられている。監視制御装置２０１は、運転コンソールや大型表示盤、運転指令コンソールなどを有するプラントの制御設備である。監視制御装置は、上述した温度センサ１０１，１０５，１１３、圧力センサ１０２，１０４，１０６，１０８，１０９，１１４、水位センサ１０３，１０７、流量センサ１１０，１１５，１１６、放射線モニタ１１１、濃度センサ１１２、電圧センサ１１７などの検出結果が入力される。

また、監視制御装置２０１は、手動または自動により加圧水型原子炉１２や蒸気発生器１３などの状態を変更するための機器を操作可能となっている。中央制御室２００は、空調設備２１１が設けられると共に、非常用循環ファン２１２が設けられており、監視制御装置２０１は、空調設備２１１と非常用循環ファン２１２を操作可能である。監視制御装置２０１は、原子炉非常用冷却装置４７（スプレイポンプ５０、安全注入ポンプ５４）を操作可能である。監視制御装置２０１は、化学体積制御系３４（充填ポンプ４０、補給水ポンプ４３、ホウ酸ポンプ４６）を操作可能である。監視制御装置２０１は、主蒸気逃がし弁８２を操作可能である。また、監視制御装置２０１は、非常用電源が喪失した際にプラント設備への給電を可能とする空冷式非常用電源装置（電源車）２１３を操作可能である。

ここで、本実施形態の原子炉の安全システムについて詳細に説明する。図２は、原子炉の安全システムを表す深層レベルに対する設備を説明するための表、図３は、静的設備と動的設備を説明するための分類表、図４は、原子炉の安全システムを表す概略図である。

本実施形態の原子炉の安全システムは、炉心溶融を伴う原子炉事故、炉心溶融を伴わない原子炉事故に拘わらず、原子炉事故が発生したとき、加圧水型原子炉１２を安定して停止させるための各種設備を有している。この原子炉の安全システムは、深層保護（多重保護）の考え方に基づいて構築されている。深層防護の考え方とは、複数の防護レベルを用意し、所定のレベルの防護に失敗したら、次のレベルで防護するという概念である。即ち、深層保護は、多数の連続し、且つ、独立した防護レベルの組み合わせによって構築されるものであり、この異なる防護レベルの独立した有効性が深層防護に不可欠な要素となる。

原子炉の安全システムは、静的設備（パッシブ設備）と動的設備（アクティブ設備）を有しており、この静的設備の長所と動的設備の長所を組み合わせたハイブリッド安全システムである。静的設備の長所は、外部電源（ＡＣ電源）などの駆動源が不要であることから比較的信頼性が高く、運転員による判断が不要であることである。一方、静的設備の短所は、限定された駆動源による緩慢な事故収束（低温停止）が困難なこと、予期しない状況での運転員による修復操作が困難であることである。また、動的設備の長所は、強力な駆動力による迅速な事故収束（低温停止）が可能なこと、予期しない状況での運転員による修復操作が比較的容易であることである。一方、動的設備の短所は、外部電源（ＡＣ電源）などの駆動源が必要であることから比較的信頼性が低く、運転員による判断が必要であることである。

そのため、本実施形態の原子炉の安全システムは、図２に示すように、原子炉プラントの状態に応じて複数の深層防護レベルを設定し、各防護レベルに対して事象初期段階と事象収束段階で、最適に設備を適用するものである。即ち、深層防護レベル１は、原子炉プラントの正常運転（通常運転）状態に適用するものであり、この場合、事象初期段階と事象収束段階で適用する設備はない。

深層防護レベル２は、原子炉プラントの通常運転時の異常な温度変化状態に適用するものであり、この場合、事象初期段階に対して静的設備Ｐ２が作動するように設定され、事象収束段階に対して動的設備Ａ２が作動するように設定される。深層防護レベル３は、原子炉プラントにて炉心溶融の伴わない事故発生状態に適用するものであり、この場合、事象初期段階に対して静的設備Ｐ３が作動するように設定され、事象収束段階に対して動的設備Ａ３が作動するように設定される。なお、深層防護レベル３は、単一起因事故並びに多重起因事故を含むものである。深層防護レベル４は、原子炉プラントにて炉心溶融を伴う事故発生状態（シビアアクシデント）に適用するものであり、この場合、事象初期段階に対して静的設備Ｐ４−１が作動するように設定され、事象収束段階に対して静的設備Ｐ４−２が作動するように設定される。

即ち、本実施形態の原子炉の安全システムは、炉心溶融が発生しない深層防護レベル２，３での事象初期段階で作動する第１静的設備としての静的設備Ｐ２，Ｐ３と、炉心溶融が発生しない深層防護レベル２，３での事象収束段階で作動する動的設備とＡ２，Ａ３と、炉心溶融が発生する深層防護レベル４での事象初期段階及び事象収束段階で作動する第２静的設備としての静的設備Ｐ４−１，Ｐ４−２を備えている。

ここで、事象初期段階とは、原子炉事故が発生してから事象収束段階で使用する設備が作動可能となるまでの期間であり、事象収束段階とは、この事象収束段階で使用する設備が作動可能となってから事故収束が完了するまでの期間である。例えば、外部電源が喪失する事故が発生したとき、原子炉事故の発生から非常用電電が確保または外部電源が復旧するまでの期間が事象初期段階であり、それ以降が事象収束段階である。そして、深層防護レベル３から深層防護レベル４に至るタイミングは、炉心溶融であり、温度センサ１０５が検出した加圧水型原子炉１２からの一次冷却水の出口温度と、圧力センサ１０６が検出した加圧水型原子炉１２からの一次冷却水の出口圧力である。この一次冷却水の温度と圧力が予め設定された規定温度、規定圧力を超えると、炉心溶融であると判定し、深層防護レベル４となる。

そして、深層防護レベル２，３での事象収束段階で作動する動的設備とＡ２，Ａ３と、深層防護レベル４での事象初期段階及び事象収束段階で作動する第２静的設備としての静的設備Ｐ４−１，Ｐ４−２とは、それぞれ独立して作動する設備となっている。また、深層防護レベル４での事象初期段階で作動する静的設備Ｐ４−１と、深層防護レベル４での事象収束段階で作動する静的設備Ｐ４−２は、それぞれ独立して作動する設備となっている。具体的には、後述するが、静的設備Ｐ４−１は、原子炉格納容器であり、静的設備Ｐ４−２は、原子炉格納容器の冷却設備である。

ここで、静的整備と動的設備について説明する。各種の安全設備を分類と作動媒体により分類すると、図３に示すものとなる。即ち、図１及び図３に示すように、分類１は、原子炉格納容器１１であり、作動媒体を必要としない。分類２は、自然対流による冷却設備であり、作動媒体として流体（例えば、冷却水）を必要とする。分類３は、例えば、逆止弁や蓄圧タンクであり、作動媒体として流体と動作部品を必要とする。分類４は、例えば、静的予熱除去設備であり、作動媒体として流体と動作機器と作動信号の入力を必要とする。分類５は、例えば、非常用炉心冷却装置（ＥＣＣＳ：Emergency Core Cooling System）であり、作動媒体として流体と動作機器と作動信号の入力と外部電源を必要とする。分類６は、例えば、手動によるほう酸の添加処理であり、作動媒体として流体と動作機器と作動信号の入力と外部電源と運転員による起動操作を必要とする。分類７は、例えば、消火活動であり、作動媒体として流体と動作機器と作動信号の入力と外部電源と運転員による起動操作と運転員による運転操作を必要とする。そして、分類１，２，３，４が静的設備であり、分類５，６，７が動的設備である。

具体的に説明すると、深層防護レベル２の事象初期段階で作動する静的設備Ｐ２は、制御棒２８（制御棒駆動装置２９）であり、深層防護レベル２の事象収束段階で作動する動的設備Ａ２は、化学体積制御系３４である。深層防護レベル３の事象初期段階で作動する静的設備Ｐ３は、蓄圧タンク５６であり、深層防護レベル３の事象収束段階で作動する動的設備Ａ３は、原子炉非常用冷却装置４７である。深層防護レベル４の事象初期段階で作動する静的設備Ｐ４−１は、原子炉格納容器１１であり、深層防護レベル４の事象収束段階で作動する静的設備Ｐ４−２は、格納容器冷却設備９３である。

なお、上述した静的設備と動的設備は、一例であり、この構成に限定されるものではなく、上述した各種設備に代えて既存の設備や新規な設備を適用してもよい。

本実施形態の原子炉の安全システムは、上述したように、深層防護レベル２，３で作動する静的設備Ｐ２，Ｐ３と、深層防護レベル２，３で作動する動的設備Ａ２，Ａ３と、深層防護レベル４で作動する静的設備Ｐ４−１，Ｐ４−２が独立した設備として設けられている。

図４に示すように、深層防護レベル２，３では、事象初期段階へ静的設備Ｐ２，Ｐ３を適用する。ここでは、運転員の操作や動的設備を期待することができないことから、深層防護レベル２，３での事象初期段階に対して静的設備Ｐ２，Ｐ３の概念を適用する。

一方、深層防護レベル２，３では、事象収束段階へ動的設備Ａ２，Ａ３を適用する。動的設備の長所を活用し、迅速に原子炉を安定状態（低温停止）に移行させ、安全設備の予期しない故障時においても代替設備と運転員操作により柔軟に炉心損傷を防止する。また、動的設備の短所を補強するため、外部電源の信頼性を確保する。つまり、深層防護レベル３にて、非常用ＡＣ電源を設置する。また、動的設備の短所を補強するため、運転員支援を強化する。つまり、ＡＭ支援システムを整備する。

深層防護レベル４では、事象初期段階及び事象収束段階へ静的設備Ｐ４−１，Ｐ４−２を適用する。静的設備の長所を活用し、炉心損傷に至るような状態では、運転員操作にもＡＣ電源にも期待することができないことから、静的設備Ｐ４−１，Ｐ４−２とする。そのため、運転員は、炉心損傷防止のための操作に集中することができる。また、静的設備の短所を補強するため、限定された駆動力として、原子炉格納容器（ＣＶ）損傷を防止するための冷却能力を確保する。

即ち、原子炉の炉心溶融を伴う事故、原子炉の炉心溶融を伴わない事故に拘わらず、原子炉事故の発生直後の対応設備は、運転員が操作する時間的な余裕も動的設備を起動して原子炉事故を収束する時間的な余裕もないことから、本実施形態では、静的設備により対応する。炉心溶融を伴わない原子炉事故における事故収束期間では、プラントを早期に安全な状態（低温停止状態）に移行させる必要があるため、動的設備で対応することで動的設備の長所を十分に生かすことができる。ポンプ等へのＡＣ電源が必要な短所は、ＡＣ電源の多重性や多様性を強化することで補強する。一方、静的設備は、自然対流や沸騰・凝縮プロセスを使用するため、プラントを低温（水の沸点以下）まで移行させることが困難となる。しかし、原子炉事故が進展し、炉心溶融事故（シビアアクシデント）に至った場合には、運転員の迅速な操作が期待できず、また、外部電源が喪失している可能性も高いため、静的設備で対応する。本実施形態の炉心溶融事故で作動する静的設備は、溶融炉心を冷却する静的設備であり、発生する水素の濃度を制御する静的水素再結合装置や原子炉格納容器内の温度及び圧力を低減する静的格納容器冷却設備から構成され、最終的な放射性物質の物理的障壁である格納容器を防護することができる。

このように本実施形態の原子炉の安全システムにあっては、炉心溶融が発生しない防護レベル２，３での事象初期段階で作動する第１静的設備Ｐ１，Ｐ３と、炉心溶融が発生しない深層防護レベル２，３での事象収束段階で作動する動的設備Ａ２，Ａ３と、炉心溶融が発生する深層防護レベル４での事象初期段階及び事象収束段階で作動する第２静的設備Ｐ４−１，Ｐ４−２とを設けている。

従って、炉心溶融が発生しない深層防護レベル２，３にて、事象初期段階で静的設備Ｐ２，Ｐ３が作動し、事象収束段階で動的設備Ａ２，Ａ２が作動する。そして、炉心溶融が発生する防護レベルに至ると、事象初期段階から事象収束段階まで第２静的設備Ｐ４−１，Ｐ４−２が作動する。そのため、炉心溶融に至るような状態で、事象初期段階から事象収束段階にかけて、外部電源などの駆動源を不要とし、且つ、運転員による判断なしに事故収束を継続することができる。そして、この間、運転員は、炉心損傷防止のための操作に集中することができる。その結果、原子炉事故の発生時に原子炉をより安全に収束させることができ、信頼性を向上することができる。

即ち、炉心溶融事故に至った場合には、運転員の操作は期待しなくてもよくなり、運転員は、炉心溶融事故への進展防止操作に注力することができ、万が一に炉心溶融事故に至った場合であっても、放射性物質の最終障壁である格納容器の損傷が防止されるため、運転員の事故時の肉体的・精神的負担を大幅に軽減することができる。

本実施形態の原子炉の安全システムでは、動的設備Ａ２，Ａ３と静的設備Ｐ４−１，Ｐ４−２とをそれぞれ独立して作動する設備としている。従って、多重防護設備を確立することができ、安全性及び信頼性を向上することができる。即ち、深層防護レベル３と深層防護レベル４とで、動作原理の異なる設備を採用するため、深層防護レベル３と深層防護レベル４の独立性を確保することができ、深層防護概念の適用を強化することができる。

本実施形態の原子炉の安全システムでは、静的設備Ｐ４−１，Ｐ４−２をそれぞれ独立して作動する設備としている。従って、多重防護設備を確立することができ、安全性及び信頼性を向上することができる。

本実施形態の原子炉の安全システムでは、深層防護レベル４にて、静的設備Ｐ４−１を原子炉格納容器１１とし、静的設備Ｐ４−２を格納容器冷却設備９３としている。従って、事象初期段階から事象収束段階にかけて適正に事故収束することができる。

なお、上述した実施形態では、原子炉を加圧水型原子炉として説明したが、この原子炉に限定されるものではなく、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ：Boiling Water Reactor）などの原子炉にも適用することができる。

１０ 原子力発電プラント
１１ 原子炉格納容器
１２ 加圧水型原子炉
１３ 蒸気発生器
１４ 高温側送給配管
１５ 低温側送給配管
１７ 加圧器
２３ 加圧器逃がし弁
２６ 炉心
２７ 燃料集合体
２８ 制御棒
２９ 制御棒駆動装置
３１ 伝熱管群
３４ 化学体積制御系
４７ 原子炉非常用冷却装置
５６ 蓄圧タンク
６１ａ，６１ｂ 配管
６２ 蒸気タービン
６６ 発電機
６８ 復水器
９３ 格納容器冷却設備
２００ 中央制御室
２０１ 監視制御装置
Ｐ２，Ｐ３ 静的設備（第１静的設備）
Ｐ４−１ 静的設備（第２静的設備、初期静的設備）
Ｐ４−２ 静的設備（第２静的設備、収束静的設備）
Ａ２，Ａ３ 動的設備

Claims (4)

1. 炉心溶融が発生しない防護レベルでの事象初期段階で作動する第１静的設備と、
   炉心溶融が発生しない防護レベルでの事象収束段階で作動する動的設備と、
   炉心溶融が発生する防護レベルでの事象初期段階及び事象収束段階で作動する第２静的設備と、
   を備えることを特徴とする原子炉の安全システム。
2. 前記第２静的設備と前記動的設備は、それぞれ独立して作動する設備であることを特徴とする請求項１に記載の原子炉の安全システム。
3. 前記第２静的設備は、事象初期段階で作動する初期静的設備と、事象収束段階で作動する収束静的設備とを有し、前記初期静的設備と前記収束静的設備は、それぞれ独立して作動する設備であることを特徴とする請求項１または請求項２に記載の原子炉の安全システム。
4. 前記初期静的設備は、原子炉格納容器を有し、前記収束静的設備は、前記原子炉格納容器の冷却設備を有することを特徴とする請求項３に記載の原子炉の安全システム。

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