JP2019095450A - 原子力発電所 - Google Patents

Abstract

【課題】原子炉圧力容器と、原子炉圧力容器内で発生した熱エネルギーを利用して蒸気を発生させるように配置された蒸気発生器と、原子炉圧力容器から蒸気発生器に熱エネルギーを伝達するための流体回路と、を備えた原子力発電所を提供する。【解決手段】原子力発電所は、緊急時において重力下で蒸気発生器１６に供給するための冷却液を貯蔵する冷却液タンク２９を更に備えている。蒸気発生器１６は、蒸気を乾燥させるように構成された１つ以上の気水分離器２８を含む蒸気乾燥ゾーン２６を含み、蒸気発生器１６および冷却液タンク２９は、緊急時において冷却液が冷却液タンク２９から蒸気発生器１６に供給されたときに、冷却液が蒸気乾燥ゾーン２６によって規定された閾値３２未満に留まるように構成されている。【選択図】図２

Description

本開示は、原子力発電所に関する。

原子力発電所は、通常、原子炉、一次回路、熱交換器、二次回路、およびタービンを含んでいる。一次回路内の一次流体は、原子炉によって加熱される。一次流体は熱交換器に流れ、そこで二次回路内の二次流体を加熱する。加熱された二次流体は、タービンを駆動して発電するために使用される。

壊滅的な故障が発生する可能性があるため、原子炉および燃料は、過熱されないようにすることが重要である。したがって、原子炉を冷却することが必要である。一般に、冷却は、一次回路の一次流体（または冷却液）中の熱の循環によって運転中に提供され、熱交換器（例えば、蒸気発生器またはボイラー）を介して二次冷却システムと熱を交換し、この熱を発電所の最終ヒートシンクと交換する。最終ヒートシンクは、海、冷却塔、または他の代替のヒートシンクであってもよい。

原子力発電所は、上述した通常の冷却フローが利用できないことを意味する故障がある場合（電気がないなどの場合）、依然として崩壊熱の形態で実質的な熱を発生する原子炉の停止状態において原子炉が過熱されることを防止する安全システムを含んでいることが重要である。

一態様によれば、原子力発電所が提供され、原子力発電所は、原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器内で発生した熱エネルギーを利用して蒸気を発生させるように配置された蒸気発生器と、前記原子炉圧力容器から前記蒸気発生器に熱エネルギーを伝達するための流体回路と、緊急時において重力下で前記蒸気発生器に供給するための冷却液を貯蔵する冷却液タンクとを備え、前記蒸気発生器は、蒸気を乾燥させるように構成された１つ以上の気水分離器を含む蒸気乾燥ゾーンを含み、前記蒸気発生器および冷却液タンクは、緊急時において冷却液が前記冷却液タンクから前記蒸気発生器に供給されたときに、前記冷却液が前記蒸気乾燥ゾーンによって規定された閾値未満に留まるように構成されている。

前記冷却水が前記閾値未満に留まっていることを条件に、前記若しくは各または少なくとも幾つかの気水分離器が前記蒸気発生器内の蒸気を乾燥させるように機能するように、前記閾値が設定されていてもよい。前記閾値は、蒸気発生器の二次側の前記冷却水が前記閾値未満に留まっていることを条件に、前記若しくは各または少なくとも幾つかの気水分離器が前記蒸気発生器内の蒸気を乾燥させるように機能するように設定されていてもよい。前記閾値は、前記蒸気乾燥ゾーンの下端によって規定されていてもよい。前記蒸気乾燥ゾーンは、蒸気の乾燥が起こる領域、または前記若しくは各気水分離器の運転可能な範囲内として規定されていてもよい。前記または各気水分離器は、少なくとも部分的に前記蒸気乾燥ゾーン内に位置していてもよい。

前記冷却液タンクは、水のような冷却液を収容していてもよい。前記冷却液タンク内の前記冷却液のレベルが前記閾値以下であってもよい。前記冷却液タンクは、原子炉格納容器の内側に設置されていてもよい。前記冷却液タンクは、前記蒸気発生器、原子炉の配置または原子炉格納容器の周囲を取り囲んでいてもよい。

前記冷却液タンクは、前記冷却液タンクとその外側との間の流体連通を提供することができる、ブリーザバルブのようなバルブを有していてもよい。発電所は、前記蒸気発生器内の圧力を低下させることができる減圧バルブを更に備えていてもよい。前記減圧バルブは、蒸気を補助的な場所に送ることができてもよい。発電所は、冷却液タンクと蒸気発生器との間に供給導管を更に備えていてもよい。供給導管は、冷却液タンクと蒸気発生器との間の流体連通を可能にすることができるバルブを有していてもよい。

また、上述した原子力発電所を運転する方法が開示され、この方法は、前記冷却液が前記蒸気乾燥ゾーンによって規定された閾値未満のまま、重力下で前記冷却液タンクから前記蒸気発生器に冷却液を供給する工程を備えていてもよい。

方法は、前記冷却液タンクとその外側との間に流体連通を提供するようにバルブを開く工程を更に備えていてもよい。方法は、前記蒸気発生器内の圧力を低下させるように減圧バルブを開く工程を更に備えていてもよい。前記減圧バルブを開く工程は、蒸気を補助的な場所に送ってもよい。

本発明は、互いに排他的であるような特徴の組み合わせを除いて、本明細書で参照される特徴および／または限定の任意の組み合わせを含み得る。

本発明の実施形態は、添付の図面を参照して、例として以下に説明されるであろう。

図１は、原子力発電所を示す概略図である。 図２は、図１の原子炉チャンバを示す概略図である。 図３は、代替の配置による原子炉チャンバを示す概略図である。

図１を参照すると、原子力発電所の概略が符号１０で示されている。この発電所は、核燃料を収納する原子炉圧力容器（ＲＰＶ）１１と、一次流体回路１４と、この例では蒸気発生器１６である熱交換器と、二次流体回路１８と、タービン２０とを備えている。タービン２０は、タービンホール（turbine hall）（または建物若しくはチャンバ）（図示せず）内に収納され、原子炉容器１１は原子炉チャンバ２４（または建屋若しくはホール）内に収納されている。原子炉チャンバ２４は、格納障壁によってタービンホールから分離されている。障壁は、例えば、コンクリートおよび／または鋼鉄から作られていてもよい。

原子力発電所１０の通常運転中、一次回路１４の一次流体は、原子炉圧力容器１１で発生した熱エネルギーによって加熱される。一次流体は、この例では水である二次流体を加熱する蒸気発生器１６に流れ、蒸気を発生させる。発生した蒸気は、タービン２０を駆動するために使用され、それによって電気を発生させる。二次流体は、復水器１９に流れ、最終ヒートシンク２１からの水を使用して冷却される。最終ヒートシンクは、冷却塔、河川、湖、または冷却水の他の適切な供給源であってもよい。例えば停電が発生した場合等の緊急時では、二次回路のポンプが運転を停止する場合があり、これは二次流体回路１８内の水が流れ続けないことを意味し、これにより原子炉圧力容器１１内の温度が増加する。したがって、何らかの干渉または電源条件なしに、発電所の即時停止状態から熱が循環するまでの長期間にわたって熱を除去するための手段を提供することが望ましい。

図２は、以下に詳細に説明するように、原子力発電所の一部を示しており、緊急時（例えば停電の間）に、一次流体回路（および原子炉圧力容器１１）から熱を除去するための、特定の場所における最終ヒートシンク２９を含んでいる。図示されているように、この場合、原子炉は、蒸気発生器１６が原子炉圧力容器１１に近接して連結されていることを意味する、近接連結原子炉（close-coupled reactor）である。特に、この場合、蒸気発生器１６は原子炉圧力容器１１に隣接するとともに、原子炉圧力容器１１に機械的および流体的に接続されている。単一の蒸気発生器１６が示されているが、複数の蒸気発生器１６が設けられていてもよいことを理解されたい。原子炉圧力容器１１および蒸気発生器１６の全体の組立体は、原子炉チャンバ２４内に収納され、原子炉チャンバ２４の基部に近接して位置付けられている。

図２に示すように、蒸気発生器１６は、２つの実質的に水平な配列の気水分離器２８を含み、蒸気発生器１６の上部領域において、一方は他方の上方に設置されている。気水分離器２８は、水滴が気化ガスから除去され、それによって実質的に乾燥した蒸気を発生させるように、蒸気発生器１６内で発生した蒸気を乾燥させるように構成されている。実質的に乾燥した蒸気は、５％未満の液体水、４％未満の液体水、３％未満の液体水、２％未満の液体水、１％未満の液体水、０．５％未満の液体水または０．２５％未満の液体水を含む蒸気であると考えられ得る。したがって、気水分離器２８は、実質的に乾燥した蒸気がタービン２０に供給されることを確実にする。これは、湿った蒸気はタービンに損傷を与え得るとともに、乾燥した蒸気よりも伝達するエネルギーが少ないため、非常に望ましい。２列の気水分離器２８が示されているが、適切な数の分離器が使用され得ることを理解されたい。

気水分離器２８は、本明細書において、蒸気発生器１６の上部領域内の蒸気乾燥ゾーン２６として参照されるものを規定する。蒸気乾燥ゾーン２６は、蒸気発生器１６内の領域であり、気水分離器２８によって湿った蒸気から水滴が除去され、実質的に乾燥した蒸気を発生させる領域である。気水分離器２８は、少なくとも部分的に蒸気乾燥ゾーン２６内に設置されている。

蒸気発生器１６は、蒸気発生器１６を減圧させることができる減圧バルブ３０を更に備えている。バルブ３０は、例えば、モータ若しくはソレノイドシステムによって、または遠隔制御システムを介して運転され得る。他の場合、バルブ３０は、電力損失時に自動的に開き得る電気機械バルブ（electro-mechanical valve）を備えていてもよい。減圧バルブ３０は、蒸気を補助的な場所（すなわち、主タービン２０ではない場所または設備）に送るように運転され得る。補助的な場所は、原子炉格納容器、外部の大気、別個のタンク、最終ヒートシンク、または（後述する）特定の場所における最終ヒートシンクであってもよい。

原子力発電所１０は、冷却液タンク２９の形態で特定の場所における最終ヒートシンク（ＬＵＨＳ）を更に備えている。特定の場所における最終ヒートシンク２９は、最終ヒートシンク２１とは異なり、原子炉圧力容器１１に近接して（すなわち特定の場所に）設けられている。この場合、冷却液タンク２９は水タンクであり、所定量の水を収容している。しかしながら、他の流体冷却液が使用され得ることを理解されたい。以下で詳細に説明するように、緊急時において一次流体回路１４から熱を逃がすために、冷却液タンク２９が使用されてもよい。このような緊急時は、二次流体回路１８が一次流体回路１４から熱を逃がすことができない場合に起こり得る。これは、流体が二次流体回路１８内を循環しないか、または最終ヒートシンク２１が二次流体を適切に冷却しない可能性があるためである。このような緊急事態は、停電時に起こり得る。この配置では、冷却液タンク２９は、原子炉チャンバ２４とタンク２９との間に物理的な障壁（例えば、格納障壁）が存在するように、原子炉チャンバ２４の外側に設けられている。しかしながら、代替の配置では、冷却液タンク２９が原子炉チャンバ２４内に設けられていてもよい。

タンク２９の底部は、供給導管３８によって蒸気発生器１６の底部に流体的に接続されている。供給導管３８は、タンク２９内の冷却液が重力下で蒸気発生器１６に供給されるように、例えば電気機械バルブのような、緊急時に開く（または開き得る）バルブ３４を有している。冷却液タンク２９の上部領域には、冷却液タンク２９と大気（または外部環境）との間の流体連通を提供するために開かれ得るブリーザバルブ３６が設けられており、これにより、タンク２９の内側の圧力と外側の圧力とを一様にするようになっている。これは、緊急時において、タンク２９から蒸気発生器１６への冷却液の流れを補助する。

冷却液タンク２９には、重力によって（すなわち、バルブ３０、３４、３６を開くことによって）冷却液が蒸気発生器１６に供給されたとき、冷却液が蒸気乾燥ゾーン２６によって規定された閾値３２を超えないことを確実にする充填レベルまで、冷却液、この場合水が満たされている。この場合、閾値３２は、気水分離器２８の上部の下方であって、気水分離器２８の底部の上方の位置にある。閾値３２は、冷却液が閾値３２未満に留まることを提供し、発生した蒸気を乾燥させるために、気水分離器２８が適切に機能することを確実にするように選択される。これは、蒸気発生器１６が、タンク２９からの冷却液により満たされた緊急時であっても、乾燥蒸気が発生することを確実にする。

この場合、冷却液タンク２９は、閾値３２以下のレベルまで充填されている。これは、冷却液２９が重力下で蒸気発生器１６に供給されたときに、冷却液２９が閾値３２を上回らないことを確実にする。冷却液タンク２９は、閾値３２を超えて充填され得るが、緊急時では、冷却液が閾値３２未満のままであることを依然として確実にすることを理解されたい。特に、閾値３２を超える冷却液タンク２９内の冷却液の体積が、閾値３２未満の蒸気発生器１６の容積未満であるように、閾値３２を超えるレベルまで、冷却液タンク２９が充填され得る。代替の配置では、蒸気発生器１６は、緊急時に冷却液が閾値３２を超えることを防止する排水管を有している。

例えば、停電などの緊急時では、一次回路１４内の流体を十分に冷却することはもはや不可能である。これは、二次回路１８内の流体を汲み上げることはもはや不可能であり、および／または二次流体が十分に冷却され得ない可能性があるためである。この場合、原子炉圧力容器１１が過熱されないことを確実にすることが重要である。緊急時であることが検出されると、バルブ３０、３６、３８が全て開く。これは自動であってもよく、あるいは作業者が、緊急時であることの検出に応じてバルブを開かなければならないかもしれない。例えば、バルブ３０、３６、３８のうちの１つ以上は、電気機械バルブであってもよく、停電の場合にはバルブが自動的に開くように構成されていてもよい。減圧バルブ３０を開くと、蒸気発生器１６内の圧力が低下し、発生した蒸気が補助的な場所に送られることを確実にする。ブリーザバルブ３６を開くことは、冷却液タンク２９と大気との間の流体連通を提供し、したがって圧力を一様にする。バルブ３４を開くと、冷却液（この場合水）が重力により蒸気発生器１６内に流れる。水の形態の冷却液は、一次回路１４によって蒸気に変えられ、それによって一次回路１４および原子炉圧力容器１１から熱を除去する。冷却液が閾値３２未満のままであるため、気水分離器２８は、蒸気発生器１６を出る蒸気が実質的に乾燥蒸気であるように、蒸気を適切に乾燥させる（すなわち、湿った蒸気から水滴を除去する）ように機能する。

蒸気発生器１６を出る蒸気は実質的に乾燥しているので、同一の体積の水に対して、より多くの熱が蒸気発生器１６から除去される。これは、蒸気発生器１６を出る蒸気が湿っている場合よりも、同一の冷却を達成するために必要な水がより少なくなることを意味し得る。したがって、一定時間（例えば、熱が循環するまで）原子炉圧力容器１１を冷却するために、（より小さい体積の水を収容する）より小さい冷却液タンク２９を提供することが可能となり得る。あるいは、より長時間にわたって原子炉圧力容器１１を冷却するために、同一サイズのタンク２９が使用されてもよい。冷却液タンク２９は、何らかの干渉または電源条件なしに、原子力発電所の即時停止状態から熱が循環するまでの長期間にわたって崩壊熱を除去するための総合的なヒートシンク要求（total heat sink requirements）を提供するようなサイズに形成されていてもよい。

図３に示す代替の配置では、冷却液タンク２９は、蒸気発生器１６、原子炉発電所の配置または原子炉格納容器の周囲を取り囲む環状の冷却液タンク２９であってもよい。このような配置は、レベルを閾値３２未満に保ちながら、タンク２９を適切なサイズにすることができる。

上述した配置では、単一の蒸気発生器１６が存在する。しかしながら、複数の蒸気発生器１６が存在し得ることを理解されたい。各々が独自の冷却液タンク２９（またはＬＵＨＳ）を有していてもよく、または１つの冷却液タンク２９が、複数の蒸気発生器１６を提供してもよい。

蒸気発生器１６は垂直に置かれた蒸気発生器として示されているが、説明した配置は、水平に置かれた蒸気発生器にも等しく適用可能である。

本発明は上述した実施形態に限定されるものではなく、本明細書に記載された概念から逸脱することなく様々な修正および改良を行うことができることを理解されたい。互いに排他的な場合を除いて、特徴のいずれかは、別個に、または他の特徴と組み合わせて適用されてもよく、本開示は、本明細書に記載された１つ以上の特徴の全ての組み合わせ、および部分的な組み合わせにまで及ぶ。

Claims (15)

1. 原子力発電所であって、
   原子炉圧力容器と、
   前記原子炉圧力容器内で発生した熱エネルギーを利用して蒸気を発生させるように配置された蒸気発生器と、
   前記原子炉圧力容器から前記蒸気発生器に熱エネルギーを伝達するための流体回路と、
   緊急時において重力下で前記蒸気発生器に供給するための冷却液を貯蔵する冷却液タンクとを備え、
   前記蒸気発生器は、蒸気を乾燥させるように構成された１つ以上の気水分離器を含む蒸気乾燥ゾーンを含み、
   前記蒸気発生器および冷却液タンクは、緊急時において冷却液が前記冷却液タンクから前記蒸気発生器に供給されたときに、前記冷却液が前記蒸気乾燥ゾーンによって規定された閾値未満に留まるように構成されている、原子力発電所。
2. 前記冷却水が前記閾値未満に留まっていることを条件に、前記または各気水分離器が前記蒸気発生器内の蒸気を乾燥させるように機能するように、前記閾値が設定されている、請求項１に記載の原子力発電所。
3. 前記閾値は、前記蒸気乾燥ゾーンの下端によって規定されている、請求項１または２に記載の原子力発電所。
4. 前記または各気水分離器は、少なくとも部分的に前記蒸気乾燥ゾーン内に位置する、請求項１乃至３のいずれか一項に記載の原子力発電所。
5. 前記冷却液タンクは、冷却液を収容している、請求項１乃至４のいずれか一項に記載の原子力発電所。
6. 前記冷却液タンク内の前記冷却液のレベルが前記閾値以下である、請求項５に記載の原子力発電所。
7. 前記冷却液タンクは、原子炉格納容器の内側に設置されている、請求項１乃至６のいずれか一項に記載の原子力発電所。
8. 前記冷却液タンクは、前記蒸気発生器の周囲を取り囲んでいる、請求項１乃至７のいずれか一項に記載の原子力発電所。
9. 前記冷却液タンクは、前記冷却液タンクとその外側との間の流体連通を提供することができるバルブを有する、請求項１乃至８のいずれか一項に記載の原子力発電所。
10. 前記蒸気発生器内の圧力を低下させることができる減圧バルブを更に備える、請求項１乃至９のいずれか一項に記載の原子力発電所。
11. 前記減圧バルブは、蒸気を補助的な場所に送ることができる、請求項１０に記載の原子力発電所。
12. 前記冷却液が前記蒸気乾燥ゾーンによって規定された閾値未満のまま、重力下で前記冷却液タンクから前記蒸気発生器に冷却液を供給する工程を備える、請求項１乃至１１のいずれか一項に記載の原子力発電所を運転する方法。
13. 前記冷却液タンクとその外側との間に流体連通を提供するようにバルブを開く工程を更に備える、請求項１２に記載の方法。
14. 前記蒸気発生器内の圧力を低下させるように減圧バルブを開く工程を更に備える、請求項１２または１３に記載の方法。
15. 前記減圧バルブを開く工程は、蒸気を補助的な場所に送る、請求項１４に記載の方法。

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