JP2017521674A - 格納容器冷却系、及び格納容器・原子炉圧力容器共同冷却系 - Google Patents

Abstract

【課題】前記冷却系は外部動力を供給する必要がなく、事故の場合、同時に格納容器と原子炉圧力容器を長期間有効に冷却することができ、従って事故が発生した場合、人間の介入と他の外部の冷却措置の投入がない条件で、原子炉格納容器と圧力容器が常に安全な状態にあることを確保する。【解決手段】格納容器冷却系及び格納容器・原子炉圧力容器共同冷却系であり、前記格納容器冷却系は、主に内部熱交換器（１）、上昇管路（２）、下降管路（３）、遮断弁（４、５）、冷却水タンク（６）、及び空冷凝縮−冷却器（７）を接続して構成される。前記格納容器・原子炉圧力容器共同冷却系は前記格納容器冷却系と原子炉圧力容器冷却系を含む。【選択図】図２

Description

本発明は、格納容器冷却系に関し、さらに格納容器・原子炉圧力容器共同冷却系に関し、原子力安全及び熱水力の技術分野に属する。

格納容器と原子炉圧力容器は、何れも原子力発電所に事故が発生した場合、放射性物質の漏れを防止するための重要な安全障壁である。ＬＯＣＡ、ＭＳＬＢなどの重大な事故が発生した場合、格納容器に大量の蒸気が急速に流入することによって、容器内の温度と圧力が急に高くなる。温度、圧力が設計許容範囲を超えると、格納容器を損害して放射性物質の漏れを引き起こす恐れがあり、それと同時に、炉心は水の膨大な喪失により冷却能力が大幅に低減する。炉心溶融を起こすと、溶融物が圧力容器下部シールヘッドに崩れ落ちる恐れがあり、下部シールヘッドが過量の熱負荷で熔融貫通すれば、格納容器の健全性を厳しく脅かし、炉心溶融物の漏れを引き起こす。そのため、原子力発電所の安全を保証するために、格納容器と原子炉圧力容器を冷却するための専用システムを設置する必要がある。

現在、二層コンクリート格納容器と原子炉圧力容器に対して、様々な冷却系の設計手段が提案された。

コンクリート格納容器に対して提案された手段は、主に内部に熱交換器を設置し、外部水タンクと内部熱交換器との間の高度差により、自然循環の方式で熱を除去することであるが、それと共に水タンク内の大量な水も蒸発してしまう。（Ｃ Ｓ Ｂｙｕｎ、Ｄ Ｗ Ｊｅｒｎｇ、Ｎ Ｅ Ｔｏｄｒｅａｓ、ｅｔ ａｌ．Ｃｏｎｃｅｐｔｕａｌ ｄｅｓｉｇｎ ａｎｄ ａｎａｌｙｓｉｓ ｏｆ ａ ｓｅｍｉ−ｐａｓｓｉｖｅ ｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔ ｃｏｏｌｉｎｇ ｓｙｓｔｅｍ ｆｏｒ ａ ｌａｒｇｅ ｃｏｎｃｒｅｔｅ ｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔ．Ｎｕｃｌｅａｒ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ ａｎｄ Ｄｅｓｉｇｎ、２０００、１９９：２２７−２４２；Ｓ Ｊ Ｃｈｏ、Ｂ Ｓ Ｋｉｍ、Ｍ Ｇ Ｋａｎｇ、ｅｔ ａｌ．Ｔｈｅ ｄｅｖｅｌｏｐｍｅｎｔ ｏｆ ｐａｓｓｉｖｅ ｄｅｓｉｇｎ ｆｅａｔｕｒｅｓ ｆｏｒ ｔｈｅ Ｋｏｒｅａｎ Ｎｅｘｔ Ｇｅｎｅｒａｔｉｏｎ Ｒｅａｃｔｏｒ．Ｎｕｃｌｅａｒ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ ａｎｄ Ｄｅｓｉｇｎ、２０００、２０１：２５９−２７１；Ｓ Ｗ Ｌｅｅ、Ｗ Ｐ Ｂａｅｋ、Ｓ Ｈ Ｃｈａｎｇ．Ａｓｓｅｓｓｍｅｎｔ ｏｆ ｐａｓｓｉｖｅ ｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔ ｃｏｏｌｉｎｇ ｃｏｎｃｅｐｔｓ ｆｏｒ ａｄｖａｎｃｅｄ ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ ｗａｔｅｒ ｒｅａｃｔｏｒｓ．Ａｎｎ．Ｎｕｃｌ．Ｅｎｅｒｇｙ、１９９７、２４（６）：４６７−４７５）。これでわかるように、上記した格納容器の熱除去系の設計において、主な課題は、一定の期間だけに格納容器の温度と圧力が設計基準を超えないように保証することしかできず、冷却時間が多くとも７２時間であり、この時限を超えれば、システムは水タンク内の水を消費し尽くすことによって失効するようになることである。７２時間を経過した後、外部動力により水タンクに再び注水してからこそ、システムを再び機能させることができ、人間が介入せずに冷却時間を延長しようとする場合、水タンクの容積をさらに増加させることに依存しないと実現できない。しかしながら、水タンク容積の増加により、地震が発生する際にもたらす影響も大幅に増えてしまう。

原子炉圧力容器に対して提案された原子炉外冷却系は、ほとんどアクティブとパッシブという二種類の注水方式を同時に採用する。例えば、公開番号がＣＮ２０１６８１６３７、ＣＮ２０３３６６７６０Ｕ、ＣＮ２０２８８７７４７Ｕ、ＣＮ１０３６３２７３６Ａ、ＣＮ１０２１６３４６９Ａ、ＣＮ１０３３１０８５６Ａなどの特許書類に開示された技術的解決手段が挙げられる。しかしながら、上記した設計の原子炉外冷却系において何れも同じ欠点があり、即ち冷却水の利用率が低いことである。原子炉ピット内に水を満たすと、ポンプ又はパッシブシステムにおける制御弁を手動で閉じなければ、注水システムは注水し続け（大流量も小流量も問わない）、こうすると、水が原子炉ピットから溢れ出て無駄になってしまう。そのため、十分な冷却時間を保証するために、人間が介入しない場合、上記のパッシブ冷却系の水タンクはかなり大きな貯水量が必要であるため、水タンクの体積が大幅に増加してしまう。一方、注水流量が小さければ、原子炉ピット内の水位が低下してしまう可能性があり、ひいては原子炉圧力容器を完全に水没することができず、原子炉圧力容器を十分に冷却できず、さらに原子炉圧力容器の健全性を脅かす。従って、冷却水の余分な損失を引き起こさないとともに圧力容器を持続的に冷却するために、冷却系（アクティブシステムもパッシブシステムも問わない）に対して人間による持続的な調整又は起動停止が必要であるため、システムの実際の動作に大きな困難をもたらす。

なお、上記した解決手段は、いずれも二層コンクリート格納容器又は原子炉圧力容器のみに対して提案されたものであり、両方は互いに独立している。しかしながら、重大な事故が発生した場合に格納容器と原子炉圧力容器を同時に冷却する必要があり、二つのシステムが独立して動作すれば、内部熱交換器に発生した凝縮水が無駄になってしまう。

本発明の目的は、外部動力を供給する必要がなく、冷却水の消費が少なく、格納容器内の長期間冷却を実現することができる格納容器冷却系を提供することである。本発明の目的は、さらに事故の場合、同時に格納容器と原子炉圧力容器を長期間有効に冷却して、原子炉格納容器と圧力容器が常に安全な状態にある格納容器・原子炉圧力容器共同冷却系を提供することである。

本発明の格納容器冷却系は、内部熱交換器、上昇管路、下降管路、遮断弁、冷却水タンク、及び空冷凝縮−冷却器を含み、内部熱交換器が内層コンクリート格納容器内において側壁に近づく上部空間に位置し、冷却水タンクが外層コンクリート格納容器の外側に位置し、冷却水タンクの相対位置が内部熱交換器より高く、冷却水タンクと内部熱交換器が上昇管路と下降管路によって接続されて閉回路を構成し、空冷凝縮−冷却器がシェルなし熱交換器であり、冷却水タンクの内部に位置し、空冷凝縮−冷却器が傾斜して配置され、空冷凝縮−冷却器の伝熱管の一部が水空間に設置され、他の部分が蒸気空間に設置され、凝縮−冷却器の空気側入口が水タンクの側壁の底面に近づく位置に開設され、管路によって外部大気環境と空冷凝縮−冷却器の下部シールヘッドとを連通し、凝縮−冷却器の空気側出口が水タンクの側壁の上面に近づく位置に開設され、管路によって空冷凝縮−冷却器の上部シールヘッドと、内層コンクリート格納容器及び外層コンクリート格納容器から構成される環状空間とを連通する。

本発明の格納容器冷却系はさらに下記の部分を含んでもよい。

１、冷却水タンクの側壁に水封装置が接続され、水封装置の上部接続管が冷却水タンクの空気空間と連通し、水封装置の下部接続管が冷却水タンクの水空間と連通し、上部接続管と下部接続管の間に管路が跨って接続される。

２、上昇管路と下降管路には、いずれも内部・外部遮断弁群が設けられる。

本発明の格納容器・原子炉圧力容器共同冷却系は、格納容器冷却系と原子炉圧力容器冷却系を含み、前記格納容器冷却系は、内部熱交換器、上昇管路、下降管路、遮断弁、冷却水タンク、及び空冷凝縮−冷却器を含み、内部熱交換器が内層コンクリート格納容器内において側壁に近づく上部空間に位置し、冷却水タンクが外層コンクリート格納容器の外側に位置し、冷却水タンクの相対位置が内部熱交換器より高く、冷却水タンクと内部熱交換器が上昇管路と下降管路によって接続されて閉回路を構成し、空冷凝縮−冷却器がシェルなし熱交換器であり、冷却水タンクの内部に位置し、空冷凝縮−冷却器が傾斜して配置され、空冷凝縮−冷却器の伝熱管の一部が水空間に設置され、他の部分が蒸気空間に設置され、凝縮−冷却器の空気側入口が水タンクの側壁の底面に近づく位置に開設され、管路によって外部大気環境と空冷凝縮−冷却器の下部シールヘッドを連通し、凝縮−冷却器の空気側出口が水タンクの側壁の上面に近づく位置に開設され、管路によって空冷凝縮−冷却器の上部シールヘッドと、内層コンクリート格納容器及び外層コンクリート格納容器から構成される環状空間とを連通し、前記原子炉圧力容器冷却系は、貯水タンク、圧力平衡管、注水管、隔離プール、制御弁、連通管、凝縮液収集プール、貯水槽及び排気管を含み、貯水タンクが隔離プールの上方に位置し、貯水タンクと隔離プールが圧力平衡管と注水管によって接続され、隔離プールと原子炉ピットが連通管によって接続され、原子炉圧力容器が原子炉ピットに位置し、凝縮液収集プールが内部熱交換器の下方に位置し、凝縮液収集プールが管路によって貯水槽、調整弁及び隔離プールに順に接続される。

本発明の格納容器・原子炉圧力容器共同冷却系はさらに下記の部分を含んでもよい。

１、圧力平衡管の上端が貯水タンクの空気空間内に位置し、下端の相対位置が原子炉圧力容器の上縁より高い。

２、注水管の上端が貯水タンクの最低点と接続され、下端の相対位置が圧力平衡管の下縁より低い。

３、注水管の下端排水口が「Ｓ」字状である。

４、注水管に制御弁が設けられる。

５、貯水槽の上部が排気管によって凝縮液収集プールと連通し、貯水槽の下部に汚水排出弁が設けられる。

本発明の有益な効果について、ＬＯＣＡ、ＭＳＬＢなどの重大な事故が発生した場合、同時に格納容器と原子炉圧力容器を長期間に冷却することができ、原子炉格納容器と圧力容器が常に安全な状態にある。該システムによれば、（１）事故の場合、内部熱交換器と水タンクは直接に単相水と気水混合物との間の密度差によって自然循環が発生することができ、人間が介入する必要がない。（２）空冷凝縮−冷却器と外部大気との間に空気の自然循環を実現することができ、水タンク内の熱をタイムリーに排出し、熱除去系の動作時間を大幅に延長し、水タンク内の熱の増加値が空冷凝縮−冷却器の熱交換パワー以下である場合、システムが格納容器内に対する長期間冷却を実現することができる。（３）空冷凝縮−冷却器は冷却水タンク内の水と蒸気を同時に冷却して、冷却水の消費を著しく減少し、冷却水の利用率を高め、冷却水タンクの水収容量を大幅に減少することができる。（４）空冷凝縮−冷却器は冷却水タンク内の水を冷却して水温を低下させることで、下降管路と上昇管路内の密度差を増大させ、自然循環の駆動力が大きくなり、内部熱交換器の冷却水流量が増大し、熱交換器の熱交換パワーが高められ、格納容器内の熱をより効果的に除去することができる。（５）水封装置の配置は冷却水タンクが外部環境からの汚染を受けることを避け、さらに水タンク内の圧力が高い際に自動的に開けることができ、冷却水タンクが過剰圧力で破壊されることを避ける。（６）原子炉外冷却系は完全なパッシブ動作で圧力容器を水没することができ、補水量を圧力平衡管で自動的に調整することができ、人間が介入・調整する必要がない。（７）「Ｓ」状の設計は、蒸気−水二相の逆流動の発生を効果的に防止し、流量振動を避けて、注水流量を安定させることができる。（８）パッシブ原子炉外冷却系は、冷却水の利用率が高く、流失して無駄にすることがなく、従来のパッシブ技術に比べると、冷却時間が同じである場合、冷却水の消費量を著しく減少し、貯水タンクの容積を大幅に減少することができる。（９）隔離プールの設計は、原子炉ピットで沸騰することによって発生した蒸気が逆流して貯水タンクに入ることを効果的に防止し、システムが確実で安定的に動作することを保証できる。

本発明の格納容器冷却系の概略図である。 本発明の格納容器・原子炉圧力容器共同冷却系の概略図である。

以下、図面を参照しながら例を挙げて本発明をさらに詳しく説明する。

具体的な実施形態１

図１を参照し、本発明の格納容器冷却系は、主に内部熱交換器１、上昇管路２、下降管路３、遮断弁４、遮断弁５、冷却水タンク６、及び空冷凝縮−冷却器７を接続して構成される。内部熱交換器が内層コンクリート格納容器１２内において側壁に近づく上部空間に位置する。冷却水タンクは、外層コンクリート格納容器１３の外側に位置し、相対位置が内部熱交換器より高く、冷却水タンクと内部熱交換器とがそれぞれ上昇管路と下降管路によって接続されて閉回路を構成する。空冷凝縮−冷却器は、シェルなし熱交換器であり、冷却水タンクの内部に位置し、傾斜して配置され、その伝熱管の一部が水空間に設置され、他の部分が蒸気空間に設置され、タンク内の水と蒸気を冷却することに用いられ、冷却水の消費量を著しく減少し、熱除去系の連続的な動作時間を大幅に延長し、格納容器に対する長期間冷却を実現する。凝縮−冷却器の空気側入口９が水タンクの側壁の底面に近づく位置に開設され、管路によって外部大気環境と空冷凝縮−冷却器の下部シールヘッドとを連通する。凝縮−冷却器の空気側出口１０が水タンクの側壁の上面に近づく位置に開設され、管路によって空冷凝縮−冷却器の上部シールヘッドと、内層コンクリート格納容器及び外層コンクリート格納容器から構成される環状空間とを連通する。

内部熱交換器は、高効率な強化伝熱管、例えば外部フィン付き管、一体型ピンフィン付き管などを使用して、熱伝導効率を高め、外部空冷凝縮−冷却器は、高効率な強化伝熱管、例えば内部フィン付き管、内部リブ付き管などを使用して、熱伝導効率を高め、熱交換器の体積を減少させる。

上昇管路と下降管路に、それぞれ内部・外部遮断弁群４、５が設けられて、管路破損に起因するパッシブ熱除去系の放射性物質の漏出を防止する。

冷却水タンクの側壁に水封装置８が接続され、非動作の場合において冷却水タンクと外部環境を隔離することにより、水タンクにおける水が汚染されて管路が詰まることを避け、事故の場合、冷却水タンクは作動媒体が加熱されることにより圧力が上昇して、水封が破壊され、冷却水タンクが水封装置を介して外部大気と連通するようになる。水封装置の上部接続管が冷却水タンクの空気空間と連通し、下部接続管が冷却水タンクの水空間と連通し、上接続管と下接続管の間に管路が跨って接続される。

外層コンクリート格納容器のドーム中部の上方には、空気出口１１が設けられ、二層格納容器間の空気流動を案内する役割を果たし、空気が凝縮−冷却器の入口から空冷凝縮−冷却器と空冷凝縮−冷却器の出口を通って流れ、空気出口から流出することにより、外部大気環境と空気の自然循環を形成し、空冷凝縮−冷却器に十分な空気流量を提供する。

本発明の格納容器冷却系は、パッシブ格納容器の熱除去系であり、単独で動作する際の作動原理は以下の通りである。原子炉の主管路が断裂したり、又は主蒸気管路が破裂した場合、大量の蒸気が放出して格納容器に入って格納容器内の空気と混合され、格納容器内の温度と圧力を上昇させる。格納容器内の圧力がある閾値に達する時、格納容器内の圧力センサーは高圧信号を発電所の主制御室に送信し、格納容器の熱除去系を起動させる。格納容器の熱除去系が起動された後、冷却水タンク内の水は下降管路３から内部熱交換器１に流入し、徐々に加熱されて昇温し、下降管路と上昇管路内の水は密度差によって自然循環が発生し、格納容器内の熱を冷却水タンクに導入し、冷却水タンク６内の温度を上昇させ、それに伴って空冷凝縮−冷却器は起動されて動作し、空気は、凝縮−冷却器の空気側入口９から空冷凝縮−冷却器７に入り、十分に熱交換した後に凝縮−冷却器の空気側出口１０から流出し、内層コンクリート格納容器１２と外層コンクリート格納容器１３から構成される環状空間を介して、最終的に空気出口１１から大気に排出され、これにより、空気の自然循環を実現し、冷却水タンク内の熱を取り除く。

事故発生の初期段階では、格納容器内に排出された蒸気量が大きいため、格納容器内温度が急速に上昇し、内部熱交換器から冷却水タンクに導入する熱は空冷凝縮−冷却器７の熱交換パワーより高くなる可能性があり、冷却水タンク６内に蒸気が発生し、水タンク内の圧力が上昇し、水タンクの圧力が水封装置８の開き圧力より高い場合、水封装置が自動的に開き、冷却水タンク６は直接に大気に圧力を排出し、減圧した後に再び水封され、冷却水タンク６と外部環境を隔離する。

事故の中後期段階では、格納容器内に排出される蒸気量は徐々に安定し、又は時間の経過に伴って減少する。この時、内部熱交換器から冷却水タンクに導入された熱は空冷凝縮−冷却器７の熱交換能力以下であり、空冷凝縮−冷却器７は冷却水タンク６内の余剰水と上部蒸気を効果的に冷却凝縮し、冷却水の損耗を避け、さらに、格納容器内に対する長期間冷却を実現し、格納容器の安全性を大幅に向上させる。

具体的な実施形態２

図２を参照し、本発明の格納容器・原子炉圧力容器共同冷却系は、主に格納容器冷却系と原子炉圧力容器冷却系の二つの部分を含む。格納容器冷却系の構造は具体的な実施形態１と同様である。

前記原子炉圧力容器冷却系は、主に貯水タンク１４、圧力平衡管１５、注水管１６、隔離プール１７、制御弁１８、２４、連通管１９、原子炉ピット２０、原子炉圧力容器２１、凝縮液収集プール２２、貯水槽２３、排気管２５及び汚水排出弁２５を含む。その中、貯水タンクは、隔離プールの上方に位置し、両者は圧力平衡管と注水管によって接続され、隔離プールと原子炉ピットは連通管によって接続され、原子炉圧力容器は原子炉ピットに位置し、凝縮液収集プールは、内部熱交換器の下方に位置し、管路によって貯水槽、調整弁及び隔離プールに順に接続される。

圧力平衡管の上端が貯水タンクの空気空間内に位置し、下端の相対位置が原子炉圧力容器の上縁より高く、システムはスタンバイ状態にある場合、管内に水がなく、事故が発生した場合、原子炉圧力容器が常に水面の下に水没されることを確保する。

注水管の上端が貯水タンクの最低点と接続され、下端の相対位置が圧力平衡管の下縁より低い。

注水管の下端排水口は、「Ｓ」字状の設計を採用することにより、排水口が水面に露出する際に空気が注水管から貯水タンクに入って、管内の気体−液体二相の逆流動状態を引き起こして、注水抵抗力を増加させて流動振動を引き起こすことを防止する。

隔離プールは小型のプールであり、プール内の水は常に冷態に保持され、事故の場合、原子炉ピットで沸騰することによって発生した蒸気が貯水タンクに入ることを防止する。

注水管に制御弁が設けられ、システムがスタンバイ状態にある場合、制御弁が閉じられ、隔離プールが無水状態にあり、事故が発生した場合、制御弁が開き、水は貯水タンクから隔離プールに注入されて、連通管を介して原子炉ピットに入り、原子炉圧力容器を水没する。

貯水槽の上部が排気管によって凝縮液収集プールと連通し、凝縮液収集プール内の水が順調に貯水槽に流入し、管路の中に二相逆流現象の発生を避け、貯水槽の下部に汚水排出弁が設けられ、凝縮液収集プールに定期的に注水することによって凝縮液収集プール、貯水槽及び関連管路を洗い、水が汚水排出弁を介して排出され、回路のスムーズな流れを確保し、詰まりを防止する。

本実施形態に係る格納容器冷却系はパッシブ格納容器の熱除去系であり、原子炉圧力容器冷却系はパッシブ原子炉外冷却系に属する。パッシブ格納容器の熱除去系とパッシブ原子炉外冷却系は共同で動作することもでき、独立で動作することもできる。パッシブ格納容器の熱除去系が独立で動作する際、制御弁が閉じ状態にあり、内部熱交換器の発生した凝縮液は凝縮液収集プールにより収集されて貯水槽に注入されて貯蔵される。パッシブ格納容器の熱除去系とパッシブ原子炉外冷却系は共同で動作する際、制御弁が開き、凝縮液が貯水槽から隔離プールに流入して原子炉圧力容器の冷却に参与し、このように、貯水タンク内の水量を節約することができ、貯水タンクの容積を効果的に減少することができる。

パッシブ格納容器の熱除去系とパッシブ原子炉外冷却系が共同で動作する際の作動原理は以下の通りである。原子炉の主管路が断裂したり、又は主蒸気管路が破裂した場合、大量の蒸気が放出して格納容器に入って格納容器内の空気と混合され、格納容器内の温度と圧力を上昇させるとともに、炉心内の水が大量流失して炉心の溶融を引き起こす恐れがあり、炉心の溶融物が圧力容器下部シールヘッドに崩れ落ちる恐れがあり、下部シールヘッドが過量の熱負荷で熔融貫通すれば、格納容器の健全性を脅かす可能性がある。炉心溶融物が圧力容器下部シールヘッドを熔融貫通することを防止するために、原子炉ピット２０に注水する必要がある。この時、パッシブ格納容器の熱除去系とパッシブ原子炉外冷却系を同時に起動する必要がある。

システムが起動された後、冷却水タンク内の水は下降管路３から内部熱交換器１に流入し、徐々に加熱されて昇温し、下降管路と上昇管路内の水は密度差によって自然循環が発生し、格納容器内の熱を冷却水タンクに導入し、冷却水タンク６内の温度を上昇させ、それに伴って空冷凝縮−冷却器が起動されて動作し、空気は、凝縮−冷却器の空気側入口９から空冷凝縮−冷却器７に入り、十分に熱交換した後に凝縮−冷却器の空気側出口１０から流出し、内層コンクリート格納容器１２と外層コンクリート格納容器１３から構成される環状空間を介して、最終的に空気出口１１から大気に排出され、これにより、空気の自然循環を実現し、冷却水タンク内の熱を除去する。

内部熱交換器１の表面に発生した凝縮水は、凝縮液収集プール２２により収集されて貯水槽２３、制御弁２４を通って流れて隔離プール１７に入り、貯水タンク１４から注水管１６を経て流入する水と隔離プール１７に混合し、共同で原子炉圧力容器２１の冷却水とする。隔離プール１７内の水位が底部の連通管１９の位置する水平位置より高くになった後、水が隔離プール１７から連通管１９を介して原子炉ピット２０に流入し、原子炉圧力容器２１を素早く水没する。隔離プール１７と原子炉ピット２０が連通器の構造であるため、両者の水位がバランスしている。隔離プール１７内の水位が圧力平衡管１５の下端を水没した後、貯水タンク１４から隔離プール１７内に注入される冷却水が停止するまでに速く減少する。

原子炉の炉心の崩壊熱が大量放出するのに伴い、高温状態にある原子炉圧力容器２１の表面は原子炉ピット２０内の冷却水を持続的に加熱して、沸騰して蒸発するまで、原子炉ピット２０内の水を昇温させる。この時、蒸気は依然として主管路の破れた所から格納容器内に注入される。蒸気は内部熱交換器１の表面に凝結した後、凝縮水は凝縮液収集プール２２により収集され且つ持続的に原子炉ピット２０に注入されて原子炉圧力容器２１の表面を冷却し、内部熱交換器１の表面の凝縮水の量が貯水槽２３の隔離プール１７への注水量より大きくなると、凝結水が貯水槽２３に貯蔵される。

事故発生の初期段階では、格納容器内に排出された蒸気量は大きいため、格納容器内温度が急速に上昇し、内部熱交換器から冷却水タンクに導入する熱は空冷凝縮−冷却器７の熱交換パワーより高くなる可能性があり、冷却水タンク６内に蒸気が発生し、水タンク内の圧力が上昇し、水タンク圧力が水封装置８の開き圧力より高い場合、水封装置が自動的に開き、冷却水タンク６が直接に大気に圧力を排出し、減圧した後に再び水封され、冷却水タンク６と外部環境を隔離する。また、内部熱交換器１の表面の凝縮水の量が大きく（凝縮水が主にピットから蒸発する蒸気及び破れた所から噴出する蒸気の大量凝縮により発生したもの）、且つ凝縮水が持続的に隔離プール１７に注入されるため、圧力平衡管１５の下端が常に水没されることを確保する。そのため、貯水タンク１４に消費された水が初期に隔離プール１７に注入される以外にほとんど消費しない。

事故の中後期段階では、格納容器内に排出される蒸気量は徐々に安定し、又は時間の経過に伴って減少する。この時、内部熱交換器から冷却水タンクに導入された熱は空冷凝縮−冷却器７の熱交換能力以下であり、空冷凝縮−冷却器７は冷却水タンク６内の余剰水と上部蒸気を効果的に冷却凝縮し、冷却水の損耗を避け、さらに、格納容器内に対する長期間冷却を実現し、格納容器の安全性を大幅に向上させる。なお、内部熱交換器１の表面の凝縮水の量が減少するため、原子炉ピット２０内の水の蒸発量が凝縮液収集量より大きくなる時、水位が蒸発により圧力平衡管１５の下端より低く下降し、圧力平衡管１５の下端を再び水没するまで、貯水タンク１４が再び注水する。このように繰り返すれば、原子炉圧力容器２１が水没状態にあることを常に確保し、人間が介入する必要がない。

上記の実施形態は本発明の好適な実施形態に過ぎず、当業者にとって、本発明の原理を逸脱しない範囲で、いくつかの改良と変形を行うことができ、これらの改良と変形は本発明の保護の範囲に属するものと見なすことを指摘すべきである。

前記原子炉圧力容器冷却系は、主に貯水タンク１４、圧力平衡管１５、注水管１６、隔離プール１７、制御弁１８、２４、連通管１９、原子炉ピット２０、原子炉圧力容器２１、凝縮液収集プール２２、貯水槽２３、排気管２５及び汚水排出弁２６を含む。その中、貯水タンクは、隔離プールの上方に位置し、両者は圧力平衡管と注水管によって接続され、隔離プールと原子炉ピットは連通管によって接続され、原子炉圧力容器は原子炉ピットに位置し、凝縮液収集プールは、内部熱交換器の下方に位置し、管路によって貯水槽、調整弁及び隔離プールに順に接続される。

Claims (9)

1. 内部熱交換器、上昇管路、下降管路、遮断弁、冷却水タンク、及び空冷凝縮−冷却器を含む格納容器冷却系であって、
   内部熱交換器が内層コンクリート格納容器内において側壁に近づく上部空間に位置し、冷却水タンクが外層コンクリート格納容器の外側に位置し、冷却水タンクの相対位置が内部熱交換器より高く、冷却水タンクと内部熱交換器が上昇管路と下降管路によって接続されて閉回路を構成し、空冷凝縮−冷却器がシェルなし熱交換器であり、冷却水タンクの内部に位置し、空冷凝縮−冷却器が傾斜して配置され、空冷凝縮−冷却器の伝熱管の一部が水空間に設置され、他の部分が蒸気空間に設置され、凝縮−冷却器の空気側入口が水タンクの側壁の底面に近づく位置に開設され、管路によって外部大気環境と空冷凝縮−冷却器の下部シールヘッドとを連通し、凝縮−冷却器の空気側出口が水タンクの側壁の上面に近づく位置に開設され、管路によって空冷凝縮−冷却器の上部シールヘッドと、内層コンクリート格納容器及び外層コンクリート格納容器から構成される環状空間とを連通することを特徴とする格納容器冷却系。
2. 冷却水タンクの側壁に水封装置が接続され、水封装置の上部接続管が冷却水タンクの空気空間と連通し、水封装置の下部接続管が冷却水タンクの水空間と連通し、上部接続管と下部接続管の間に管路が跨って接続されることを特徴とする請求項１に記載の格納容器冷却系。
3. 上昇管路と下降管路には、いずれも内部・外部遮断弁群が設けられることを特徴とする請求項１又は２に記載の格納容器冷却系。
4. 格納容器冷却系と原子炉圧力容器冷却系を含み、前記格納容器冷却系は、内部熱交換器、上昇管路、下降管路、遮断弁、冷却水タンク、及び空冷凝縮−冷却器を含み、内部熱交換器が内層コンクリート格納容器内において側壁に近づく上部空間に位置し、冷却水タンクが外層コンクリート格納容器の外側に位置し、冷却水タンクの相対位置が内部熱交換器より高く、冷却水タンクと内部熱交換器が上昇管路と下降管路によって接続されて閉回路を構成し、空冷凝縮−冷却器がシェルなし熱交換器であり、冷却水タンクの内部に位置し、空冷凝縮−冷却器が傾斜して配置され、空冷凝縮−冷却器の伝熱管の一部が水空間に設置され、他の部分が蒸気空間に設置され、凝縮−冷却器の空気側入口が水タンクの側壁の底面に近づく位置に開設され、管路によって外部大気環境と空冷凝縮−冷却器の下部シールヘッドとを連通し、凝縮−冷却器の空気側出口が水タンクの側壁の上面に近づく位置に開設され、管路によって空冷凝縮−冷却器の上部シールヘッドと、内層コンクリート格納容器及び外層コンクリート格納容器から構成される環状空間とを連通し、前記原子炉圧力容器冷却系は、貯水タンク、圧力平衡管、注水管、隔離プール、制御弁、連通管、凝縮液収集プール、貯水槽及び排気管を含み、貯水タンクが隔離プールの上方に位置し、貯水タンクと隔離プールが圧力平衡管と注水管によって接続され、隔離プールと原子炉ピットが連通管によって接続され、原子炉圧力容器が原子炉ピットに位置し、凝縮液収集プールが内部熱交換器の下方に位置し、凝縮液収集プールが管路によって貯水槽、調整弁及び隔離プールに順に接続されることを特徴とする格納容器・原子炉圧力容器共同冷却系。
5. 圧力平衡管の上端が貯水タンクの空気空間内に位置し、下端の相対位置が原子炉圧力容器の上縁より高いことを特徴とする請求項４に記載の格納容器・原子炉圧力容器共同冷却系。
6. 注水管の上端が貯水タンクの最低点と接続され、下端の相対位置が圧力平衡管の下縁より低いことを特徴とする請求項４に記載の格納容器・原子炉圧力容器共同冷却系。
7. 注水管の下端排水口が「Ｓ」字状であることを特徴とする請求項４に記載の格納容器・原子炉圧力容器共同冷却系。
8. 注水管に制御弁が設けられることを特徴とする請求項４に記載の格納容器・原子炉圧力容器共同冷却系。
9. 貯水槽の上部が排気管によって凝縮液収集プールと連通し、貯水槽の下部に汚水排出弁が設けられることを特徴とする請求項４に記載の格納容器・原子炉圧力容器共同冷却系。
   

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