JP2017062180A

JP2017062180A - 静的格納容器冷却設備の試験設備、その試験方法、原子力プラントの製造方法および改造方法

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Publication number: JP2017062180A
Application number: JP2015187616A
Authority: JP
Inventors: 祐治縄田; Yuji Nawata; 新井　裕司; Yuji Arai; 裕司新井; 杉本　泰彦; Yasuhiko Sugimoto; 泰彦杉本
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 2015-09-25
Filing date: 2015-09-25
Publication date: 2017-03-30

Abstract

【課題】原子力プラントの静的格納容器冷却設備（ＰＣＣＳ）の冷却性能を現地で試験する。
【解決手段】実施形態によれば、試験設備は、蒸気源からの蒸気をＰＣＣＳタンク６に取り付けた熱交換器５に供給する蒸気仮設配管３と、蒸気圧力調整弁１と、供給蒸気圧力計２と、熱交換器ベント管８に接続されて熱交換器５内の非凝縮性ガスを抜くための非凝縮性ガス用仮設配管１０と、非凝縮性ガス用仮設配管１０上の流動抵抗要素９と、熱交換器５の内部で凝縮したドレンを排出する凝縮水用仮設配管１６と、ドレンポッド１４と、ドレンポッド水位計１５と、ドレンポッド水位調整弁１７と、ＰＣＣＳタンク水位計７と、を有する。
【選択図】図３

Description

この発明の実施形態は、原子力プラントの静的格納容器冷却設備の試験設備、その試験方法、原子力プラントの製造方法および改造方法に関する。

沸騰水型原子炉の冷却材喪失事故時には、原子炉圧力容器内の蒸気が原子炉圧力容器の外側の原子炉格納容器に流出し、原子炉格納容器内の圧力・温度が上昇することが想定されている。そのような事故の場合、残留熱除去系の原子炉格納容器スプレイ冷却モードにて原子炉格納容器内の蒸気を冷却することが可能である。残留熱除去系の原子炉格納容器スプレイ冷却モードは、残留熱除去系ポンプにてサプレッションプール水を吸引加圧し、残留熱除去系熱交換器を通して冷却した後にドライウェル内に冷却水をスプレイする。これにより、格納容器中の蒸気の凝縮および非凝縮性ガスの冷却を行う。また、ドライウェル内にスプレイされた冷却水は、ドライウェルとサプレッションプールを結ぶベント管を落下してサプレッションプールに戻る。

しかし、上記の残留熱除去系の原子炉格納容器スプレイ冷却モードは、電源を必要とするポンプを用いた系統である。そのため、全交流電源喪失などの原子炉過酷事故時においては使用不可となる。

このような原子炉過酷事故時においても格納容器の健全性を維持し、格納容器の破損を防止し放射性物質の格納容器外への拡散を防ぐための設備として、静的格納容器冷却設備（ＰＣＣＳ）が知られている。

原子力発電プラントにおいて、一般的に静的格納容器冷却設備は、原子炉過酷事故時にも格納容器ベントに依存することなく格納容器内の崩壊熱除去を行い、長期にわたり格納容器内の圧力を限界圧力以下に維持する。これにより、原子炉過酷事故時にも格納容器健全性を維持させることができる。沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）に採用されている静的格納容器冷却設備の構成の一例を挙げると、格納容器外部に冷却水を満たした静的格納容器冷却用タンクと静的格納容器冷却用タンク内に熱交換器を有し、格納容器内の蒸気を熱交換器に導き、熱交換器で凝縮した凝縮水をドライウェルに非凝縮性ガスをサプレッションプールに放出する構成である（特許文献１）。

特開平６−２２２１８２号公報

しかしながら、静的格納容器冷却設備を備えた原子力発電プラントを建設するにあたり、設置した静的格納容器冷却設備の健全性ならびに機能をプラントの運転開始前に確認するための現地試験方法は確立されていない。

そこで、本発明の実施形態は、原子力プラントに設置される静的格納容器冷却設備の冷却性能を試験するための設備、その方法、原子力プラントの製造方法および改造方法を提供することを目的とする。

実施形態に係る静的格納容器冷却設備の試験設備は、原子炉圧力容器を収納するドライウェルと、サプレッションプールを収納して前記ドライウェルと連絡するウェットウェルと、を含む原子炉格納容器の内部を冷却する静的格納容器冷却設備を試験する試験設備であって、前記静的格納容器冷却設備は、前記原子炉格納容器の外に配置されて冷却水を溜めておくＰＣＣＳタンクと、前記ＰＣＣＳタンク内に配置された伝熱管を備えた熱交換器と、前記ドライウェルと前記熱交換器の間に設けられ原子炉事故時に前記原子炉格納容器の内部の蒸気を前記伝熱管に送る蒸気配管と、前記蒸気配管の途中に接続された蒸気入口弁と、前記ドライウェルと前記熱交換器の間に設けられ前記伝熱管の内部で凝縮した凝縮水を前記ドライウェルに送る熱交換器ドレン管と、前記熱交換器ドレン管の途中に接続されたドライウェル排出弁と、前記熱交換器と前期サプレッションプールの間に設けられ前記伝熱管の内部で分離された非凝縮性ガスを前記サプレッションプールに排出する熱交換器ベント管と、前記熱交換器ベント管の途中に接続されたサプレッションプール排出弁と、を有し、当該試験設備は、前記熱交換器と前記蒸気入口弁との間で前記蒸気配管に接続されて前記原子炉格納容器の外に配置された蒸気源からの蒸気を前記蒸気配管に供給するための蒸気仮設配管と、前記熱交換器と前記サプレッションプール排出弁との間で前記熱交換器ベント管に接続されて前記熱交換器内の非凝縮性ガスを抜くための非凝縮性ガス用仮設配管と、前記伝熱管と前記ドライウェル排出弁との間に接続されて前記凝縮水を排出するための凝縮水用仮設配管と、前記凝縮水用仮設配管に接続されて前記凝縮水を溜めるドレンポッドと、を有することを特徴とする。

実施形態に係る原子力プラントの製造方法は、原子炉圧力容器が収納されるドライウェルと、サプレッションプールが収納され前記ドライウェルと連絡するウェットウェルと、を含む原子炉格納容器を設置する原子炉格納容器設置工程と、前記原子炉格納容器の外に配置されて冷却水を溜めておくＰＣＣＳタンク、前記ＰＣＣＳタンク内に配置された伝熱管を備えた熱交換器、前記ドライウェルと前記熱交換器の間に設けられ原子炉事故時に前記原子炉格納容器の内部の蒸気を前記伝熱管に送る蒸気配管、前記蒸気配管の途中に接続された蒸気入口弁、前記ドライウェルと前記熱交換器の間に設けられ前記伝熱管の内部で凝縮した凝縮水を前記ドライウェルに送る熱交換器ドレン管、前記熱交換器ドレン管の途中に接続されたドライウェル排出弁、前記熱交換器と前記サプレッションプールの間に設けられ前記伝熱管の内部で分離された非凝縮性ガスを前記サプレッションプールに排出する熱交換器ベント管、および前記熱交換器ベント管の途中に接続されたサプレッションプール排出弁、を備える静的格納容器冷却設備を設置する静的格納容器冷却設備設置工程と、前記熱交換器と前記蒸気入口弁との間で前記蒸気配管に接続されて前記原子炉格納容器の外に配置された蒸気源からの蒸気を前記蒸気配管に供給するための蒸気仮設配管、前記熱交換器と前記サプレッションプール排出弁との間で前記熱交換器ベント管に接続されて前記熱交換器内の非凝縮性ガスを抜くための非凝縮性ガス用仮設配管、前記伝熱管と前記ドライウェル排出弁との間に接続されて前記凝縮水を排出するための凝縮水用仮設配管、および前記凝縮水用仮設配管に接続されて前記凝縮水を溜めるドレンポッド、を備える試験設備を設置する試験設備設置工程と、前記蒸気源からの前記蒸気を前記試験設備の前記蒸気配管に供給して前記静的格納容器冷却設備を試験する試験工程と、前記試験工程の後に前記試験設備設置工程で設置した設備の少なくともいずれかを撤去する撤去工程と、を備えることを特徴とする。

また、実施形態にかかる原子力プラントの改造方法は、原子炉格納容器の外に配置されて冷却水を溜めておくＰＣＣＳタンク、前記ＰＣＣＳタンク内に配置された伝熱管を備えた熱交換器、前記原子炉格納容器の内部に設けられるドライウェルと前記熱交換器の間に設けられ原子炉事故時に前記原子炉格納容器の内部の蒸気を前記伝熱管に送る蒸気配管、前記蒸気配管の途中に接続された蒸気入口弁、前記ドライウェルと前記熱交換器の間に設けられ前記伝熱管の内部で凝縮した凝縮水を前記ドライウェルに送る熱交換器ドレン管、前記熱交換器ドレン管の途中に接続されたドライウェル排出弁、前記熱交換器と前記原子炉格納容器の内部のサプレッションプールの間に設けられ前記伝熱管の内部で分離された非凝縮性ガスを前記サプレッションプールに排出する熱交換器ベント管、および前記熱交換器ベント管の途中に接続されたサプレッションプール排出弁、を備える静的格納容器冷却設備を設置する静的格納容器冷却設備設置工程と、前記熱交換器と前記蒸気入口弁との間で前記蒸気配管に接続されて前記原子炉格納容器の外に配置された蒸気源からの蒸気を前記蒸気配管に供給するための蒸気仮設配管、前記熱交換器と前記サプレッションプール排出弁との間で前記熱交換器ベント管に接続されて前記熱交換器内の非凝縮性ガスを抜くための非凝縮性ガス用仮設配管、前記伝熱管と前記ドライウェル排出弁との間に接続されて前記凝縮水を排出するための凝縮水用仮設配管、および前記凝縮水用仮設配管に接続されて前記凝縮水を溜めるドレンポッド、を備える試験設備を設置する試験設備設置工程と、前記蒸気源からの前記蒸気を前記試験設備の前記蒸気配管に供給して前記静的格納容器冷却設備を試験する試験工程と、前記試験工程の後に前記試験設備設置工程で設置した設備の少なくともいずれかを撤去する撤去工程と、を備えることを特徴とする。

本発明の実施形態によれば、原子力プラントの静的格納容器冷却設備の冷却性能を現地で実際に容易に試験することができる。

実施形態の試験設備およびその試験方法の対象となる静的格納容器冷却設備（ＰＣＣＳ）の系統を示す系統図である。図１の静的格納容器冷却設備におけるＰＣＣＳ熱交換器の構造を示す模式的立断面図である。第１の実施形態に係る試験設備およびその試験対象となる静的格納容器冷却設備の系統を示す系統図である。第１の実施形態に係る試験方法の手順を示すフロー図である。第２の実施形態に係る試験設備およびその試験対象となる静的格納容器冷却設備の系統を示す系統図である。第２の実施形態に係る試験方法の手順を示すフロー図である。

以下、実施形態に係る静的格納容器冷却設備（ＰＣＣＳ）の試験設備、その試験方法、原子力プラントの製造方法および改造方法について、図面を参照しながら説明する。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。

初めに、実施形態の試験設備およびその試験方法の対象となる静的格納容器冷却設備について説明する。図１は、実施形態の試験設備およびその試験方法の対象となる静的格納容器冷却設備の系統を示す系統図である。また、図２は、図１の静的格納容器冷却設備におけるＰＣＣＳ熱交換器の構造を示す模式的立断面図である。

沸騰水型原子力発電所において、原子炉格納容器３０内にドライウェル３１と圧力抑制室（ウェットウェル）３２とが形成されている。ドライウェル３１内に原子炉圧力容器（図示せず）が格納されている。ウェットウェル３２内にサプレッション（圧力抑制）プール１８が配置されている。

原子力プラントを新規に建設（製造）する場合は、まずこれらのドライウェル３１、圧力抑制室（ウェットウェル）３２を含む原子炉格納容器３０を設置し、この原子炉格納容器３０に静的格納容器冷却設備を設置するが、これらのドライウェル３１、圧力抑制室（ウェットウェル）３２およびサプレッション（圧力抑制）プール１８を含む原子炉格納容器３０を備える既存の原子力プラントを改造して静的格納容器冷却設備を追設してもよい。

静的格納容器冷却設備として、原子炉格納容器３０の外側の頂部にＰＣＣＳ（静的格納容器冷却設備）タンク６が配置され、ＰＣＣＳタンク６内に、常時、冷却水が溜められている。ＰＣＣＳタンク６にＰＣＣＳ熱交換器（以下、単に「熱交換器」ともいう。）５を取り付ける。

図２に示すように、熱交換器５は、複数のＵ字管状の伝熱管３３と、上部ヘッダ３４と、上部ヘッダ３４の下方に配置された下部ヘッダ３５とを含む。各伝熱管３３は、水平方向延びる上部直管部３６と、上部直管部３６の下方で上部直管部３６に互いに平行に延びる下部直管部３７と、上部直管部３６と下部直管部３７とを連絡する曲管部３８とを備えている。上部直管部３６は上部ヘッダ３４に接続され、下部直管部３７は下部ヘッダ３５に接続されている。伝熱管３３は、ＰＣＣＳタンク６内の冷却水中に常時浸漬されるように配置する。

ドライウェル３１の頂部付近と上部ヘッダ３４の頂部とが蒸気配管（格納容器内蒸気配管）３９で接続されていて、蒸気配管３９の原子炉格納容器３０近くに蒸気入口弁（格納容器内蒸気入口弁）４が配置されている。下部ヘッダ３５の上部とサプレッションプール１８とが熱交換器ベント管８で接続されていて、熱交換器ベント管８の原子炉格納容器３０近くにサプレッションプール排出弁１１が配置されている。下部ヘッダ３５の下部とドライウェル３１の下部とが熱交換器ドレン管１２によって接続されていて、熱交換器ドレン管１２の原子炉格納容器３０近くにドライウェル排出弁１３が配置されている。熱交換器ドレン管１２は、下部ヘッダ３５からドライウェル排出弁１３を経てドライウェル３１内の開口部に至るまで下り勾配になるように配置する。

このような静的格納容器冷却設備の動作を以下に説明する。

原子炉通常運転時は、蒸気入口弁４、サプレッションプール排出弁１１、ドライウェル排出弁１３は閉じている。

原子炉圧力容器損傷などの過酷事故時に、原子炉圧力容器内の蒸気が原子炉圧力容器外の原子炉格納容器３０内に流出し、原子炉格納容器３０内が高温高圧状態となる。このとき、蒸気入口弁４、サプレッションプール排出弁１１およびドライウェル排出弁１３を開く。

これにより、原子炉格納容器３０内の高温高圧の蒸気は、蒸気入口弁４より、蒸気配管３９を経て、上部ヘッダ３４に送られ、さらに、伝熱管３３内に送られる。ここで、ＰＣＣＳタンク６内の冷却水と熱交換を行い、原子炉格納容器３０内の蒸気を凝縮する。このとき、事故時の原子炉格納容器３０内には蒸気のほかに非凝縮性ガスも含まれるため、伝熱管３３内では凝縮水のほかに非凝縮性ガスが生成されて、これらが下部ヘッダ３５に送られる。

下部ヘッダ３５内の凝縮水は、熱交換器ドレン管１２、ドライウェル排出弁１３を通ってドライウェル３１内に放出され、これによって、原子炉格納容器３０内が加温加圧するのが抑制される。下部ヘッダ３５内の非凝縮性ガスは、熱交換器ベント管８、サプレッションプール排出弁１１を経由してサプレッションプール１８に放出される。

［第１の実施形態］
図３は、第１の実施形態に係る試験設備およびその試験対象となる静的格納容器冷却設備の系統を示す系統図である。上述の静的格納容器冷却設備（図１、図２）に、現地で、試験設備を追設する。図３において、追設する試験設備の配管は点線で示す。

原子炉格納容器３０の外側の蒸気配管３９の途中に蒸気仮設配管３を接続する。蒸気仮設配管３の上流側に蒸気源を接続する。蒸気仮設配管３の途中に蒸気圧力調整弁１を配置し、蒸気圧力調整弁１の下流側に供給蒸気圧力計２を取り付ける。蒸気圧力調整弁１は、供給蒸気圧力計２によって測定される供給蒸気圧力が一定になるように制御される。

原子炉格納容器３０の外側の熱交換器ベント管８の途中から非凝縮性ガス用仮設配管１０を分岐し、非凝縮性ガス用仮設配管１０の先端はサプレッションプール１８内で開放されている。非凝縮性ガス用仮設配管１０の途中の原子炉格納容器３０の外側に、流動抵抗要素９が配置されている。流動抵抗要素９はたとえばオリフィスである。

原子炉格納容器３０の外側の熱交換器ドレン管１２の途中から凝縮水用仮設配管１６が分岐し、凝縮水用仮設配管１６の先端は、原子炉格納容器３０内で非凝縮性ガス用仮設配管１０と合流し、先端はサプレッションプール１８内で開放されている。凝縮水用仮設配管１６は、熱交換器ドレン管１２との分岐点からサプレッションプール１８内の開放部まで下り勾配になるように配置されている。

原子炉格納容器３０の外側の凝縮水用仮設配管１６にドレンポッド１４が接続されて配置されている。原子炉格納容器３０の外側の凝縮水用仮設配管１６に接続されるドレンポッド１４の下方（出口側）にドレンポッド水位調整弁１７が配置されている。ドレンポッド１４にはドレンポッド水位計１５が取り付けられ、ドレンポッド水位調整弁１７の開度を調整することによってドレンポッド水位計１５を一定に維持することができるようになっている。ドレンポッド１４、ドレンポッド水位調整弁１７を凝縮水用仮設配管１６の途中に配置する構成とし、凝縮水用仮設配管１６にドレンポッド１４、ドレンポッド水位調整弁１７を含める構成としてもよい。

ＰＣＣＳタンク６には、ＰＣＣＳタンク６内の水位を測定するためのＰＣＣＳタンク水位計７が取り付けられている。

このように、試験設備として蒸気仮設配管３、非凝縮性ガス用仮設配管１０、凝縮水用仮設配管１６およびドレンポット１４を上述の通り設置することにより、蒸気源から供給した蒸気を静的格納容器冷却設備の熱交換器５に導いて原子力プラントに設置する静的格納容器冷却設備の試験を行うことができる。

さらに上記説明した構成では、上部ヘッダ３４の頂部より蒸気仮設配管３を接続することで、蒸気仮設配管３から熱交換器５までのラインで蒸気が結露したドレンによる配管の水封を防ぐことができる。

蒸気源から供給される蒸気（蒸気の流れを、図中、実線矢印ａで示す。）は、蒸気入口弁４方向と熱交換器５方向に流れるが、蒸気入口弁４は全閉となっているため、蒸気の流れ方向は熱交換器５方向となる。ここで、蒸気入口弁４から配管が立ち上がる配管構成となっている場合、蒸気が結露したドレンが配管の立ち上がり分まで溜まる。

熱交換器５の伝熱管３３内にて生成される凝縮水（凝縮水の流れを、図中、一点鎖線矢印ｃで示す。）は、下部ヘッダ３５の下部（水面の下方）から、熱交換器ドレン管１２より排出される。熱交換器ドレン管１２の底部に凝縮水用仮設配管１６を接続し、ドライウェル排出弁１３を全閉とすることで、凝縮水が凝縮水用仮設配管１６に流れる。

凝縮水用仮設配管１６は、ドレンポッド１４の上部に接続することでドレンポッド１４に凝縮水が溜まるため、伝熱管３３内で凝縮した凝縮水が伝熱管３３内に溜まることなく、サプレッションプール１８に放出される。

伝熱管３３内で凝縮しない非凝縮性ガス（非凝縮性ガスの流れを、図中、点線矢印ｂで示す。）は、下部ヘッダ３５の上部（水面の上方）から熱交換器ベント管８に排出されて、非凝縮性ガス用仮設配管１０に流れる。この非凝縮性ガス用仮設配管１０は、流動抵抗要素（オリフィス）９を経由して凝縮水用仮設配管１６のドレンポッド水位調整弁１７の下流に繋がる構成とする。流動抵抗要素９を設置することで、熱交換器ベント管８および熱交換器ドレン管１２を均圧に保ったまま、非凝縮性ガスを排出することができる。

均圧に保ったまま非凝縮性ガスを排出できるようにするため、微小口径の流動抵抗要素９を選定する。このため、流動抵抗要素９は、非凝縮性ガスを排出できるものであれば、オリフィスに限らず、弁等で代替可能である。熱交換器ベント管８および熱交換器ドレン管１２を均圧に保つのは、本来設備の使用条件を模擬した試験を実施するためである。本来設備の使用条件とは、蒸気流路が原子炉格納容器３０から熱交換器５を経由し、原子炉格納容器３０に戻る閉ループとなり、静的格納容器冷却設備の蒸気の入口と出口の圧力が同じとなることである。

つぎに、静的格納容器冷却設備の冷却性能を現地で実際に試験する方法について説明する。図４は、第１の実施形態に係る試験方法の手順を示すフロー図である。この試験は、蒸気入口弁４、サプレッションプール排出弁１１、ドライウェル排出弁１３が閉じた状態で行う。

初めに、図１に示す本設配管に、仮設の試験設備を設置して、図３に示すように接続する（ステップＳ１）。

つぎに、試験前準備として、蒸気源から供給される蒸気の圧力が一定となるように蒸気圧力調整弁１で制御する。供給蒸気の圧力を一定に保つのは、熱量測定において試験条件を一定とするためである。一定圧力で供給される蒸気は、熱交換器５の上部ヘッダ３４への入口圧力と熱交換器ベント管８の圧力とが均圧となるまで、管内の非凝縮性ガスと供給蒸気が共に熱交換器ベント管８より排出される（ステップＳ２）。

熱交換器５の上部ヘッダ３４への入口圧力、熱交換器ベント管８、熱交換器ドレン管１２が均圧となると、一定蒸気圧で供給される蒸気は、熱交換器５の下部ヘッダ３５にて凝縮水と僅かに発生する非凝縮性ガスとに分離され、凝縮水は熱交換器ドレン管１２に、非凝縮性ガスは熱交換器ベント管８に流れる。凝縮水については、ドレンポッド１４内の水位が一定となるようにドレンポッド水位調整弁１７で制御する。ここで、水位を一定に保つのは、熱交換器５内の伝熱管３３まで凝縮水が溜まらないようにするためである。

その後、蒸気圧一定で流し続け、ＰＣＣＳタンク６内の冷却水が沸騰したら、ＰＣＣＳタンク６内の水位をＰＣＣＳタンク水位計７にて計測を開始する（ステップＳ３）。

つぎに、ＰＣＣＳタンク６の水位変化より、時間当たりの除熱量を算出する（ステップＳ４）。すなわち、ＰＣＣＳタンク６内の冷却水が沸騰した後は、蒸気源から供給される蒸気から熱交換器５で伝えられる熱はすべてがＰＣＣＳタンク６内の冷却水の沸騰によって除去されるので、熱交換器５から伝えられる熱によってＰＣＣＳタンク６内の冷却水が減少する量をＰＣＣＳタンク６内の水位に基づいて評価すれば、熱交換器５での除熱量を算出できる。

これにより、蒸気源からの蒸気を利用した静的格納容器冷却設備の現地試験を実施することができる。さらに、静的格納容器冷却設備の除熱量を算出し熱交換器の性能評価ができるため、設備の健全性および機能を確認することができる。

現地試験を実施した後は、原子力プラントを完成させるために試験設備のうちの少なくともいずれかを撤去する。しかしながら、各試験設備の配管の接続部以外の部分など、原子力プラントの運転に支障のない一部の構成についてはそのまま留置してもよい。また例えばＰＣＣＳタンク水位計７などについては完成した原子力プラントの一部の構成として残し、原子力プラントの運転時に使用しても構わない。

［第２の実施形態］
図５は、第２の実施形態に係る試験設備およびその試験対象となる静的格納容器冷却設備の系統を示す系統図である。上述の静的格納容器冷却設備（図１、図２）に、現地で、試験設備を追設する。この実施形態は、第１の実施形態の変形であって、サプレッションプール１８とは別に、試験設備の一部として仮設プール１９を仮設し、非凝縮性ガス用仮設配管１０および凝縮水用仮設配管１６の出口端をサプレッションプール１８内ではなくて仮設プール１９内とする。なお、図５の例では仮設プール１９を原子炉格納容器３０内に配置しているが、原子炉格納容器３０外に配置してもよい。第１の実施形態と同様な部分についてはその詳細な説明を省略する。

仮設プール１９内の水位を測定するための仮設プール水位計（仮設プール水量測定器）４０を設けている。また、ＰＣＣＳタンク水位計７（図３）は設けていない。なお、仮設プール水位計４０は仮設プール１９内の水量の変化を測定するための物であり、仮設プール水位計４０の代わりに、仮設プール１９とその中に溜まった冷却水の合計の重さを測定することにより、仮設プール１９内の水量の変化を測定することも可能である。

図６は、第２の実施形態に係る試験方法の手順を示すフロー図である。

初めに、図１に示す本設配管に、仮設の試験設備を設置して、図５に示すように接続する（ステップＳ１１）。

つぎに、試験前準備として、蒸気源から供給される蒸気が一定となるように蒸気圧力調整弁１で制御する。一定圧力で供給される蒸気は、熱交換器５の上部ヘッダ３４への入口圧力と熱交換器ベント管８の圧力とが均圧となるまで、管内の非凝縮性ガスと供給蒸気が共に熱交換器ベント管８より排出される（ステップＳ１２）。

熱交換器５の上部ヘッダ３４への入口圧力、熱交換器ベント管８、熱交換器ドレン管１２が均圧となると、一定蒸気圧で供給される蒸気は、熱交換器５の下部ヘッダ３５にて凝縮水と僅かに発生する非凝縮性ガスとに分離され、凝縮水は熱交換器ドレン管１２に、非凝縮性ガスは熱交換器ベント管８に流れる。凝縮水については、ドレンポッド１４内の水位が一定となるようにドレンポッド水位調整弁１７で制御する。

その後、熱交換器５の伝熱管３３内で凝縮した凝縮水が仮設プール１９に溜まるので、凝縮水量の計測を開始する（ステップＳ１３）。具体的には、仮設プール水位計４０によって仮設プール１９内の水位の変化を測定することにより仮設プール１９内の水量の変化を測定する。

つぎに、仮設プール１９内の水量の変化に基づいて、熱交換器５による除熱量を算出する（ステップＳ１４）。

［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。これら実施形態は、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… 蒸気圧力調整弁、２… 供給蒸気圧力計、３… 蒸気仮設配管、４… 蒸気入口弁（格納容器内蒸気入口弁）、５… 熱交換器（ＰＣＣＳ熱交換器）、６… ＰＣＣＳタンク、７… ＰＣＣＳタンク水位計、８… 熱交換器ベント管、９… 流動抵抗要素（オリフィス）、１０… 非凝縮性ガス用仮設配管、１１… サプレッションプール排出弁、１２… 熱交換器ドレン管、１３… ドライウェル排出弁、１４… ドレンポッド、１５… ドレンポッド水位計、１６… 凝縮水用仮設配管、１７… ドレンポッド水位調整弁、１８… サプレッション（圧力抑制）プール、１９… 仮設プール、３０… 原子炉格納容器、３１… ドライウェル、３２… 圧力抑制室（ウェットウェル）、３３… 伝熱管、３４… 上部ヘッダ、３５… 下部ヘッダ、３６… 上部直管部、３７… 下部直管部、３８… 曲管部、３９… 蒸気配管（格納容器内蒸気配管）、４０… 仮設プール水位計（仮設プール水量測定器）

Claims

原子炉圧力容器を収納するドライウェルと、サプレッションプールを収納して前記ドライウェルと連絡するウェットウェルと、を含む原子炉格納容器の内部を冷却する静的格納容器冷却設備を試験する試験設備であって、
前記静的格納容器冷却設備は、
前記原子炉格納容器の外に配置されて冷却水を溜めておくＰＣＣＳタンクと、
前記ＰＣＣＳタンク内に配置された伝熱管を備えた熱交換器と、
前記ドライウェルと前記熱交換器の間に設けられ、原子炉事故時に前記原子炉格納容器の内部の蒸気を前記伝熱管に送る蒸気配管と、
前記蒸気配管の途中に接続された蒸気入口弁と、
前記ドライウェルと前記熱交換器の間に設けられ、前記伝熱管の内部で凝縮した凝縮水を前記ドライウェルに送る熱交換器ドレン管と、
前記熱交換器ドレン管の途中に接続されたドライウェル排出弁と、
前記熱交換器と前記サプレッションプールの間に設けられ、前記伝熱管の内部で分離された非凝縮性ガスを前記サプレッションプールに排出する熱交換器ベント管と、
前記熱交換器ベント管の途中に接続されたサプレッションプール排出弁と、
を有し、
当該試験設備は、
前記熱交換器と前記蒸気入口弁との間で前記蒸気配管に接続されて前記原子炉格納容器の外に配置された蒸気源からの蒸気を前記蒸気配管に供給するための蒸気仮設配管と、
前記熱交換器と前記サプレッションプール排出弁との間で前記熱交換器ベント管に接続されて前記熱交換器内の非凝縮性ガスを抜くための非凝縮性ガス用仮設配管と、
前記伝熱管と前記ドライウェル排出弁との間に接続されて前記凝縮水を排出するための凝縮水用仮設配管と、
前記凝縮水用仮設配管に接続されて前記凝縮水を溜めるドレンポッドと、
を有することを特徴とする静的格納容器冷却設備の試験設備。
前記蒸気仮設配管に設けられた蒸気圧力調整弁と、
前記蒸気仮設配管の前記蒸気圧力調整弁の下流側に設けられた供給蒸気圧力計と、
前記非凝縮性ガス用仮設配管上に配置された流動抵抗要素と、
前記ドレンポッド内の水位を計測するドレンポット水位計と、
前記ドレンポッドから排出されるドレンの流量を調整して前記ドレンポッド内の水位を調整するドレンポッド水位調整弁と、
前記ＰＣＣＳタンク内の水位を計測するＰＣＣＳタンク水位計と、
をさらに備えたことを特徴とする請求項１記載の静的格納容器冷却設備の試験設備。
前記蒸気仮設配管に設けられた蒸気圧力調整弁と、
前記蒸気仮設配管の前記蒸気圧力調整弁の下流側に設けられた供給蒸気圧力計と、
前記非凝縮性ガス用仮設配管上に配置された流動抵抗要素と、
前記ドレンポッド内の水位を計測するドレンポット水位計と、
前記ドレンポッドから排出されるドレンの流量を調整して前記ドレンポッド内の水位を調整するドレンポッド水位調整弁と、
前記非凝縮性ガス用仮設配管および前記ドレンポッドの出口側に接続された仮設プールと、
前記仮設プール内に溜まる水の量を測定する仮設プール水量測定器と、
をさらに備えたことを特徴とする請求項１記載の静的格納容器冷却設備の試験設備。
前記非凝縮性ガス用仮設配管および前記凝縮水用仮設配管の下流側は、前記サプレッションプールに連絡していること、を特徴とする請求項１から請求項３のいずれか１項に記載の静的格納容器冷却設備の試験設備。
請求項２に記載の試験設備を用いた静的格納容器冷却設備の試験方法であって、
前記蒸気入口弁と前記ドライウェル排出弁と前記サプレッションプール排出弁とを閉じた状態で、前記蒸気源から前記蒸気仮設配管を通じて前記熱交換器に蒸気を供給する蒸気供給ステップと、
前記非凝縮性ガスを、前記非凝縮性ガス用仮設配管を通じて排出する非凝縮性ガス排出ステップと、
前記凝縮水を、前記凝縮水用仮設配管を通じて前記ドレンポッド内に溜めるステップと、
前記ドレンポッド内に溜った前記凝縮水の水位を前記ドレンポッド水位計によって測定するドレンポッド水位測定ステップと、
前記ドレンポッド水位測定ステップにおいて測定される前記ドレンポッド内の前記凝縮水の水位が所定の範囲内に保たれるように前記ドレンポッド水位調整弁の開度を制御するドレン流量調整ステップと、
前記ドレン流量調整ステップを行いながら前記蒸気源から供給する蒸気の圧力を一定にした状態で前記蒸気供給ステップを実行し、前記ＰＣＣＳタンク水位計により前記ＰＣＣＳタンク内の水位を測定するＰＣＣＳタンク内水位測定ステップと、
前記ＰＣＣＳタンク内水位測定ステップによって測定された前記ＰＣＣＳタンク内の水位に基づいて前記熱交換器の除熱量を求める除熱量算出ステップと、
を有することを特徴とする静的格納容器冷却設備の試験方法。
請求項３に記載の試験設備を用いた静的格納容器冷却設備の試験方法であって、
前記蒸気入口弁と前記ドライウェル排出弁と前記サプレッションプール排出弁とを閉じた状態で、前記蒸気源から前記蒸気仮設配管を通じて前記熱交換器に蒸気を供給する蒸気供給ステップと、
前記非凝縮性ガスを、前記非凝縮性ガス用仮設配管を通じて排出する非凝縮性ガス排出ステップと、
前記凝縮水を、前記凝縮水用仮設配管を通じて前記ドレンポッド内に溜めるステップと、
前記ドレンポッド内に溜った前記凝縮水の水位を前記ドレンポッド水位計によって測定するドレンポッド水位測定ステップと、
前記ドレンポッド水位測定ステップにおいて測定される前記ドレンポッド内の前記凝縮水の水位が所定の範囲内に保たれるように前記ドレンポッド水位調整弁の開度を制御するドレン流量調整ステップと、
前記ドレン流量調整ステップを行いながら、前記仮設プール内に溜まる水の量を測定する仮設プール水量測定ステップと、
前記仮設プール水量測定ステップによって求められた前記仮設プール内に溜まる水の量に基づいて、前記熱交換器の除熱量を求める除熱量算出ステップと、
を有することを特徴とする静的格納容器冷却設備の試験方法。
原子炉圧力容器が収納されるドライウェルと、サプレッションプールが収納され前記ドライウェルと連絡するウェットウェルと、を含む原子炉格納容器を設置する原子炉格納容器設置工程と、
前記原子炉格納容器の外に配置されて冷却水を溜めておくＰＣＣＳタンク、前記ＰＣＣＳタンク内に配置された伝熱管を備えた熱交換器、前記ドライウェルと前記熱交換器の間に設けられ原子炉事故時に前記原子炉格納容器の内部の蒸気を前記伝熱管に送る蒸気配管、前記蒸気配管の途中に接続された蒸気入口弁、前記ドライウェルと前記熱交換器の間に設けられ前記伝熱管の内部で凝縮した凝縮水を前記ドライウェルに送る熱交換器ドレン管、前記熱交換器ドレン管の途中に接続されたドライウェル排出弁、前記熱交換器と前記サプレッションプールの間に設けられ前記伝熱管の内部で分離された非凝縮性ガスを前記サプレッションプールに排出する熱交換器ベント管、および前記熱交換器ベント管の途中に接続されたサプレッションプール排出弁、を備える静的格納容器冷却設備を設置する静的格納容器冷却設備設置工程と、
前記熱交換器と前記蒸気入口弁との間で前記蒸気配管に接続されて前記原子炉格納容器の外に配置された蒸気源からの蒸気を前記蒸気配管に供給するための蒸気仮設配管、前記熱交換器と前記サプレッションプール排出弁との間で前記熱交換器ベント管に接続されて前記熱交換器内の非凝縮性ガスを抜くための非凝縮性ガス用仮設配管、前記伝熱管と前記ドライウェル排出弁との間に接続されて前記凝縮水を排出するための凝縮水用仮設配管、および前記凝縮水用仮設配管に接続されて前記凝縮水を溜めるドレンポッド、を備える試験設備を設置する試験設備設置工程と、
前記蒸気源からの前記蒸気を前記試験設備の前記蒸気配管に供給して前記静的格納容器冷却設備を試験する試験工程と、
前記試験工程の後に、前記試験設備設置工程で設置した設備の少なくともいずれかを撤去する撤去工程と、
を備えることを特徴とする原子力プラントの製造方法。
原子炉格納容器の外に配置されて冷却水を溜めておくＰＣＣＳタンク、前記ＰＣＣＳタンク内に配置された伝熱管を備えた熱交換器、前記原子炉格納容器の内部に設けられるドライウェルと前記熱交換器の間に設けられ原子炉事故時に前記原子炉格納容器の内部の蒸気を前記伝熱管に送る蒸気配管、前記蒸気配管の途中に接続された蒸気入口弁、前記ドライウェルと前記熱交換器の間に設けられ前記伝熱管の内部で凝縮した凝縮水を前記ドライウェルに送る熱交換器ドレン管、前記熱交換器ドレン管の途中に接続されたドライウェル排出弁、前記熱交換器と前記原子炉格納容器の内部のサプレッションプールの間に設けられ前記伝熱管の内部で分離された非凝縮性ガスを前記サプレッションプールに排出する熱交換器ベント管、および前記熱交換器ベント管の途中に接続されたサプレッションプール排出弁、を備える静的格納容器冷却設備を設置する静的格納容器冷却設備設置工程と、
前記熱交換器と前記蒸気入口弁との間で前記蒸気配管に接続されて前記原子炉格納容器の外に配置された蒸気源からの蒸気を前記蒸気配管に供給するための蒸気仮設配管、前記熱交換器と前記サプレッションプール排出弁との間で前記熱交換器ベント管に接続されて前記熱交換器内の非凝縮性ガスを抜くための非凝縮性ガス用仮設配管、前記伝熱管と前記ドライウェル排出弁との間に接続されて前記凝縮水を排出するための凝縮水用仮設配管、および前記凝縮水用仮設配管に接続されて前記凝縮水を溜めるドレンポッド、を備える試験設備を設置する試験設備設置工程と、
前記蒸気源からの前記蒸気を前記試験設備の前記蒸気配管に供給して前記静的格納容器冷却設備を試験する試験工程と、
前記試験工程の後に、前記試験設備設置工程で設置した設備の少なくともいずれかを撤去する撤去工程と、
を備えることを特徴とする原子力プラントの改造方法。