JP4568315B2 - 原子力発電設備および静的冷却系プール - Google Patents

Description

本発明は、原子炉格納容器内での事故時の崩壊熱を除去するコンデンサを収容する静的冷却系プールおよび、その冷却系プールを含む原子力発電設備に関する。

従来の典型的な原子力発電設備の原子炉建屋は、原子炉を格納する鉄筋コンクリート製原子炉格納容器（以下ＲＣＣＶという）が設置されており、そのＲＣＣＶには、想定される事故発生後に原子炉炉心から発生する崩壊熱をＲＣＣＶから除去するための冷却装置が設けられている。

従来のＲＣＣＶの冷却装置は、事故発生時にポンプを起動して冷却水を炉心に注入する形態が主流であるが、近年では安全性と信頼性の向上を図り、ポンプのように万一の電源系の故障が考えられる動的機器の代替として、静的にＲＣＣＶ内の崩壊熱を冷却除去が可能となる静的冷却系が考えられている（特許文献１および２参照）。

この静的格納容器冷却系は、たとえば、原子炉圧力容器内が想定事故の初期の高圧状態時に内部の崩壊熱を除去するアイソレーションコンデンサ（ＩＣ）と水プール（以下ＩＣプールという）を組み合わせた系統（以下ＩＣ系という）と、想定事故後にＲＣＣＶ内の崩壊熱を除去する前記と同様なコンデンサと水プールを組み合わせた低圧の静的格納容器冷却系（以下ＰＣＣＳ系という）を採用している。

ＩＣ系のアイソレーションコンデンサは、原子炉圧力容器の蒸気取出し口より高い位置に水プールとともに設置され、事故時の原子炉圧力容器内の高圧蒸気を配管により導いて凝縮させた後、凝縮水を自重で原子炉圧力容器内に戻す。この時、アイソレーションコンデンサのＩＣプールへの設置にあたっては、ＩＣプールの壁に開口を設け、熱伝達部をこの開口よりＩＣプール内に挿入するように設置する。この形式の熱交換をするコンデンサは、ＩＣプール内の熱交換時の対流現象を考慮し、その冷却能力を熱伝達部の上方に存在する水量に依存することとなる。

ＰＣＣＳ系は、事故後ＲＣＣＶ内に原子炉から放出された炉蒸気を自動的に、ＰＣＣＳ系のコンデンサに配管で導き、冷却・凝縮してＲＣＣＶ内の圧力を設計圧力以下とする。冷却・凝縮された水はＲＣＣＶ内あるいはＲＣＣＶ外に設置した別の水プール内に重力落下により導かれる。また、ＰＣＣＳ系のコンデンサは水プール（以下ＰＣＣＳプールという）とともにＲＣＣＶ内の上方の雰囲気取り出し口より上方に設置される。このため、ＲＣＣＶ内の事故時の設計圧力の維持は、ＩＣ系と同様に自然循環を利用して静的に達成可能となる。

以上のように、原子炉の事故への対応設備として、ポンプを利用した動的冷却系の設備の代わりに、自然循環系のＩＣ系、ＰＣＣＳ系の設備を採用することにより、故障確率の低さにより安全性・信頼性向上を確保することが可能となる。
特開２００５−１５６１９８号公報 特開２００４−３３３３５７号公報

原子力発電設備については、安全性と信頼性の確保が重要なことはいうまでもないが、初期投資コストの大きな原子力発電所の建設コストに対するコスト削減と発電所運用上の効率向上も望まれている。

建設コスト削減のためには、原子炉建屋の建築躯体物量を削減することが望まれるが、原子力発電設備の安全性・信頼性向上のために前出のＩＣ系、ＰＣＣＳ系の設備を設置する場合、両系統に必要になる水プール設備の設備容量を大きく確保することが必要となり、原子炉建屋内にそのスペース分の躯体物量を増加させることが必要となっている。

本発明は以上の課題を解決するために、原子炉事故時における静的冷却系での冷却能力を低下させずにＩＣ系、ＰＣＣＳ系など原子炉格納容器外の水プール容量・容積の低減を図ることを目的とする。

上記目的を達成するために、本発明に係る原子力発電設備は、原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器の上部周囲に配置された上端スラブを備えて前記原子炉圧力容器を格納する原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器の外側に配置され、前記上端スラブの上方に位置する主貯水部および、前記主貯水部に連通して前記上端スラブの側部に位置するピットを含む静的冷却系プールと、前記ピット内で、前記上端スラブと同等または下方の位置に配置されて、原子炉格納容器内での事故時の崩壊熱を除去するコンデンサと、を有することを特徴とする。

また本発明に係る静的冷却系プールは、原子炉圧力容器の上部周囲に配置された上端スラブを備えて前記原子炉圧力容器を格納する原子炉格納容器の外側に配置された静的冷却系プールであって、前記上端スラブの上方に位置する主貯水部および、前記主貯水部に連通して前記上端スラブの側部に位置するピットを有し、前記ピット内で、前記上端スラブと同等または下方の位置に、原子炉格納容器内での事故時の崩壊熱を除去するコンデンサが収容されていること、を特徴とする。

本発明によれば、原子炉事故時に静的冷却系での冷却能力に寄与しないコンデンサ側面の水を削減することが可能となり、水プール容量の低減を達成できる。これにより、自然循環を利用した原子力発電設備の安全性向上とＩＣ系・ＰＣＣＳ系などのプールの配置エリア削減による原子炉建屋容積の縮小と建築物量の低減をもたらす。

以下、本発明の実施形態について、図面を参照して説明する。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。

［第１の実施形態］
本発明に係る原子力発電設備の第１の実施形態について、図１ないし図３を参照して説明する。図１は本発明に係る原子力発電設備の原子炉建屋の第１の実施形態を示す図であって、図３のＩ−Ｉ線矢視立断面図である。図２は本発明に係る原子力発電設備の原子炉建屋の第１の実施形態を示す図であって、図３のII−II線矢視立断面図である。図３は本発明に係る原子力発電設備の原子炉建屋の第１の実施形態を示す平断面図である。

原子炉建屋１内の中央領域には、鉄筋コンクリート製原子炉格納容器（以下ＲＣＣＶという）２が設置されている。この原子炉格納容器２の形状は事故時の内部圧力上昇に耐えるため、円筒状となっている。そのＲＣＣＶ２は原子炉圧力容器３を内包して想定事故時の放射性物質を閉じ込める役割を果たし、また、原子炉建屋１も放射性物質閉じ込めの多重防護を目的として鉄筋コンクリート等でＲＣＣＶ２を内包するように構築される。

また、ＲＣＣＶ２内の構成は、鉄筋コンクリートや鋼板にて仕切られており、主として、中央に設置される原子炉圧力容器３関連の主要機器・配管が設置される上部と下部のドライウェル４と事故時にドライウェル４内に放出される蒸気による内部の圧力上昇を抑制する圧力抑制プール５により構成される。圧力抑制プール５には、原子炉圧力容器３から事故時に放出される蒸気を冷却できるだけの水量が蓄えられる。ＲＣＣＶ２の円筒状部の上端部は上端スラブ１３が配置され、この上端スラブ１３は原子炉圧力容器３の上部を囲んで環状に水平方向に広がるように形成されている。

原子炉建屋１内の構成は、中央のＲＣＣＶ２の上方には、定期的に原子炉圧力容器３内の燃料交換をするために開放可能な構造とするための取り外し可能なＰＣＶヘッド６と通常時の遮へい体である原子炉ウェルプラグ７が、原子炉圧力容器３の上方に設置されている。

このＰＣＶヘッド６および原子炉ウェルプラグ７の両側に、事故時に原子炉圧力容器３とＲＣＣＶ２内の冷却を静的に行なうためのＩＣプール９ａ、９ｂおよびＰＣＣＳプール１１ｃ、１１ｄが設置されている。ＩＣプール９ａ、９ｂはそれぞれ、上端スラブ１３の上方に位置する主貯水部１０９ａ、１０９ｂと、上端スラブ１３と同じまたはそれ以下の位置で上端スラブ１３の外側に位置するプール内ピット１２ａ、１２ｂとから構成されている。プール内ピット１２ａ、１２ｂ内それぞれにアイソレーションコンデンサ８が収容されている。

同様に、ＰＣＣＳプール１１ｃ、１１ｄはそれぞれ、上端スラブ１３の上方に位置する主貯水部１１１ｃ、１１１ｄと、上端スラブ１３と同じまたはそれ以下の位置で上端スラブ１３の外側に位置するプール内ピット１２ｃ、１２ｄとから構成されている。プール内ピット１２ｃ、１２ｄ内それぞれにＰＣＣＳコンデンサ１０が収容されている。アイソレーションコンデンサ８とＰＣＣＳコンデンサ１０の据付レベルは上端スラブ１３と同等か下方レベルになっている。

また、プール内ピット１２ａ、１２ｂは、アイソレーションコンデンサ８プール水への伝熱部２０を最小限設置可能で、主貯水部１０９ａ、１０９ｂ内プール水との熱交換が可能となる大きさとなっている。同様に、プール内ピット１２ｃ、１２ｄは、ＰＣＣＳコンデンサ１０プール水への伝熱部２０を最小限設置可能で、主貯水部１１１ｃ、１１１ｄ内プール水との熱交換が可能となる大きさとなっている。

図２においては、アイソレーションコンデンサ８およびＰＣＣＳコンデンサ１０の設置高さのエリアは水の無いエリアとなっており、アイソレーションコンデンサ８およびＰＣＣＳコンデンサ１０からＲＣＣＶ２内へ接続する配管、弁、貫通部等の設置スペースとなっている。

ＩＣ系は給水管破断事故時に、原子炉圧力容器３内の高圧蒸気を主蒸気配管１４より分岐したＩＣ吸込配管１５により自然循環を利用してアイソレーションコンデンサ８に導き、冷却・凝縮した後、その凝縮水をＩＣ戻り配管１６で原子炉圧力容器３内へ戻す。これにより、事故初期において原子炉圧力容器３内の過剰な圧力防止と炉心燃料上方での水位維持を可能とする。

ＰＣＣＳ系は、同じ事故時に、原子炉圧力容器３からＲＣＣＶ２内に放出された蒸気をＰＣＣＳ吸込配管１７により自然循環を利用してＰＣＣＳコンデンサ１０に導き、冷却・凝縮した後、その凝縮水を別置プール１９へＰＣＣＳ戻り配管１８にて戻す。これにより、ＲＣＣＶ２内が設計圧力を超えないように圧力維持およびＲＣＣＶ２外部への放射性の放出防止を可能とする。

その結果、静的な自然循環を利用したＩＣ系、ＰＣＣＳ系の設備での事故時の安全確保が可能となり、この機能を動的なポンプを用いた系統設備で達成するよりも故障確率の低い、高い信頼性を確保可能となる。

また、アイソレーションコンデンサ８、ＰＣＣＳコンデンサ１０の高さ方向の位置を、ＲＣＣＶ２の上端スラブ１３と同等か下方レベルに設置することにより、原子炉圧力容器３およびＲＣＣＶ２に対して上方位置となる。その結果、蒸気の冷却・凝縮を自然循環で行う適正位置の確保すなわち、アイソレーションコンデンサ８、ＰＣＣＳコンデンサ１０との吸込配管および戻り配管の上り勾配の確保も可能となる。

図３において、プール内ピット１２ａ、１２ｂ、１２ｃ、１２ｄは、アイソレーションコンデンサ８、ＰＣＣＳコンデンサ１０のプール水への伝熱部を最小限設置可能で主貯水部１０９ａ、１０９ｂ、１１１ｃ、１１１ｄのプール水との熱交換が可能となる大きさとしている。プール水の水量の大部分はプール内ピット１２ａ、１２ｂ、１２ｃ、１２ｄの上方のＲＣＣＶ上端スラブ１３より上方に位置する主貯水部１０９ａ、１０９ｂ、１１１ｃ、１１１ｄに確保される平面積と高さによる容積となる。

このプール内ピット１２ａ、１２ｂ、１２ｃ、１２ｄを設けない場合には、事故時の蒸気の冷却に寄与するプール水は、アイソレーションコンデンサ８およびＰＣＣＳコンデンサ１０の伝熱部２０より上方に存在するプール水となるため、図３で図示するピット１２ａ、１２ｂ、１２ｃ、１２ｄ以外のプール面積にコンデンサ伝熱部２０の上端までの高さを掛けた積だけの水量が、役割を持たない「死水」となる。それに対してこの実施形態では、プール内にピット１２ａ、１２ｂ、１２ｃ、１２ｄを設けてそのピット１２ａ、１２ｂ、１２ｃ、１２ｄ内にアイソレーションコンデンサ８およびＰＣＣＳコンデンサ１０を設置することにより、ＩＣプール９ａ、９ｂおよびＰＣＣＳプール１１ｃ、１１ｄの必要容積を低減することが可能となる。これにより、原子炉建屋１の建築物量を低減することも可能になる。

［第２の実施形態］
つぎに、本発明に係る原子力発電設備の第２の実施形態について、図４および図５を参照して説明する。図４は本発明に係る原子力発電設備の原子炉建屋の第２の実施形態を示す図であって、図５のIV−IV線矢視立断面図である。図５は本発明に係る原子力発電設備の原子炉建屋の第２の実施形態を示す平断面図である。

第２の実施形態では、図４に示すように、ＲＣＣＶ２の上方を上方向に狭くするテーパ状の形状とし、そのテーパ形状の側面に水プールのプール内ピット１２ａ、１２ｂ、１２ｃ、１２ｄを設置した構成としている。

原子炉設備の安全をより高める一つの方策として、苛酷事故という事象を想定し、この万一の事象の発生に対しても対応策・対応設備を整備することが考えられている。これは起因事象を問わず、炉心溶融等の最悪の事象が起こることを前提とする考え方である。この場合の対応としてＲＣＣＶ２に求められることの一つとして、炉心溶融時に発生する水素による圧力上昇への対応がある。この圧力上昇に対応するためには、従来の原子炉格納容器に比較して圧力抑制プール５の容積を拡大して確保し、対応することが求められている。このとき、ＲＣＣＶ２の形状は円筒形状を基本としているため、圧力抑制プール５を円筒の径方向に拡大する場合、ドライウェル４もこれに応じて拡大することとなる。

しかしながら、ドライウェル４の容積拡大は望ましくない。それは、ドライウェル４へ設置する機器は増加しないことと、事故発生前にドライウェル４内に存在する非凝縮性ガスの容積が大きいことは、事故時のＲＣＣＶ２内圧力を抑制する機能を低下させるからである。すなわち、事故時のＲＣＣＶ２内の事象は、初めに、ドライウェル４内の既存の非凝縮性ガスの圧力抑制プール５への移動が起こり、つぎに、原子炉圧力容器３からの放出蒸気の圧力抑制プール５内への移動・冷却・凝縮と進展し、圧力抑制機能が達成される。

本実施形態によれば、圧力抑制プール５の容積を増加させ、ドライウェル４の容積を低減するためにＲＣＣＶ２の上部をテーパ形状としている。これによりドライウェル４の容積を低減し、ＲＣＣＶ２の機能を苛酷事故時の水素発生への対応を図りつつ、維持することが可能となる。

また、このテーパ形状壁２１であるＲＣＣＶ２壁の外側は、機器室として利用されることとなるが、傾斜かつ曲面形状のため、この部分への機器の設置および設置工事には通常の直方体の機器室より仮設材や支持材が必要となる。これをプール内ピット１２ａ、１２ｂ、１２ｃ、１２ｄエリアとすることにより、機器設置に不向きなエリアの有効活用が図れる。

以上説明した第２の実施形態によれば、静的系統設備を利用して安全性を高めた原子炉設備の原子炉建屋１の設備容積削減が図れるとともに、苛酷事故に対応した更なる安全性の向上が可能となる。

［第３の実施形態］
つぎに、本発明に係る原子力発電設備の第３の実施形態について、図６を参照して説明する。図６は原子力発電設備の原子炉建屋の第３の実施形態を示す平断面図である。

この第３の実施形態は第１の実施形態の変形例であって、ＩＣプール９ａ、９ｂ内のピット１２ａ、１２ｂ同士を連絡する水路２２ａ、および、ＰＣＣＳプール１１ｃ、１１ｄ内のピット１２ｃ、１２ｄ同士を連絡する水路２２ｂが設けられている。さらに、ＩＣプール９ａとＰＣＣＳプール１１ｃ同士を連絡する水路２２ｃが設けられている。

この第３の実施形態によれば、各水路２２ａ、２２ｂ、２２ｃを設置することにより次の効果が得られる。

水路２２ａは、ＩＣプール９ａ、９ｂのプール内ピット１２ａ、１２ｂの間を接続し、ＩＣプール９ａ、９ｂ間での水の共用が可能となり、事故時の蒸気の冷却に寄与するコンデンサ８の伝熱部２０よりも上方に存在するプール水の水位維持の安定性が高められる。これにより、事故時の安全性が高められる。

水路２２ｂは、上記と同様にＰＣＣＳプール１１ｃ、１１ｄのプール内ピット１２ｃ、１２ｄの間を接続し、ＰＣＣＳプール１１ｃ，１１ｄ間での水の共用が可能となり、事故時の蒸気の冷却に寄与するコンデンサ１０の伝熱部２０よりも上方に存在するプール水の水位維持の安定性が高められる。これにより、事故時の安全性が高められる。

また、水路２２ｃは、ＩＣプール９ａとＰＣＣＳプール１１ｃの間を接続し、両プール間での水の共用が可能となり、水位維持の安定性を高める効果を得られる。

［他の実施形態］
以上説明した各実施形態は単なる例示であって、本発明はこれらに限定されるものではない。

たとえば、上記各実施形態においては、原子炉格納容器を鉄筋コンクリート製原子炉格納容器（ＲＣＣＶ）とすることを前提としているが、これと同等の事故時雰囲気（圧力・温度）の閉じ込め機能、遮へい機能を有する鋼製原子炉格納容器とその外側に設置する生体遮へい壁の組合せ設備（ＳＣＶ）で代替してもよい。ＲＣＣＶは鉄筋コンクリート製の容器に内側鋼製ライニングにより事故時雰囲気（圧力・温度）の閉じ込め機能、遮へい機能を達成するものであり、一方、ＳＣＶは鋼製原子炉格納容器とこれと独立して外側に設置した生体遮へい壁により同等機能を達成するものであるため、同等の機能を有するものである。また、ＳＣＶの鋼製原子炉格納容器は、鋼製であることによりＲＣＣＶに比較して高い圧力、高い温度に対応することが可能であり、安全性を高める効果を得られる。

また、第３の実施形態で、水路２２ａ、２２ｂ、２２ｃの内のいずれか一つまたは二つだけを設けたものも考えられる。さらに、ＩＣプール９ａとＰＣＣＳプール１１ｄ同士を連絡する水路（図示せず）を設けてもよい。

本発明に係る原子力発電設備の原子炉建屋の第１の実施形態を示す図であって、図３のＩ−Ｉ線矢視立断面図である。 本発明に係る原子力発電設備の原子炉建屋の第１の実施形態を示す図であって、図３のII−II線矢視立断面図である。 本発明に係る原子力発電設備の原子炉建屋の第１の実施形態を示す平断面図である。 本発明に係る原子力発電設備の原子炉建屋の第２の実施形態を示す図であって、図５のIV−IV線矢視立断面図である。 本発明に係る原子力発電設備の原子炉建屋の第２の実施形態を示す平断面図である。 本発明に係る原子力発電設備の原子炉建屋の第３の実施形態を示す平断面図である。

符号の説明

１：原子炉建屋
２：原子炉格納容器（ＲＣＣＶ）
３：原子炉圧力容器
４：ドライウェル
５：圧力抑制プール
６：ＰＣＶヘッド
７：原子炉ウェルプラグ
８：アイソレーションコンデンサ
９ａ，９ｂ：ＩＣプール（アイソレーションコンデンサプール）
１０：ＰＣＣＳコンデンサ（静的格納容器冷却系コンデンサ）
１１ｃ，１１ｄ：ＰＣＣＳプール（静的格納容器冷却系プール）
１２ａ，１２ｂ，１２ｃ，１２ｄ：ピット
１３：上端スラブ
１４：主蒸気配管
１５：ＩＣ吸込配管（アイソレーションコンデンサ吸込配管）
１６：ＩＣ戻り配管（アイソレーションコンデンサ戻り配管）
１７：ＰＣＣＳ吸込配管（静的格納容器冷却系吸込配管）
１８：ＰＣＣＳ戻り配管（静的格納容器冷却系戻り配管）
１９：別置プール
２０：伝熱部
２１：テーパ−形状壁
２２ａ，２２ｂ，２２ｃ：水路
１０９ａ，１０９ｂ：主貯水部
１１１ｃ，１１１ｄ：主貯水部

Claims (8)

1. 原子炉圧力容器と、
   前記原子炉圧力容器の上部周囲に配置された上端スラブを備えて前記原子炉圧力容器を格納する原子炉格納容器と、
   前記原子炉格納容器の外側に配置され、前記上端スラブの上方に位置する主貯水部および、前記主貯水部に連通して前記上端スラブの側部に位置するピットを含む静的冷却系プールと、
   前記ピット内で、前記上端スラブと同等または下方の位置に配置されて、原子炉格納容器内での事故時の崩壊熱を除去するコンデンサと、
   を有することを特徴とする原子力発電設備。
2. 前記原子炉格納容器の側面上部が上向きに細くなるテーパ状部を含み、前記上端スラブの外周部が前記テーパ状部の上端と接続され、前記ピットが前記テーパ状部の外側に形成されていること、を特徴とする請求項１に記載の原子力発電設備。
3. 前記静的冷却系プールが複数設置され、これらの静的冷却系プール同士を連絡する水路が前記原子炉格納容器の外側に配置されていることを特徴とする請求項１または請求項２に記載の原子力発電設備。
4. 前記原子炉格納容器が鉄筋コンクリート製であることを特徴とする請求項１ないし請求項３のいずれか一項に記載の原子力発電設備。
5. 前記原子炉格納容器の外側に鉄筋コンクリート製の生体遮へい体をさらに有し、前記原子炉格納容器が鋼製であること、を特徴とする請求項１ないし請求項３のいずれか一項に記載の原子力発電設備。
6. 前記コンデンサは、前記原子炉圧力容器内が想定事故の初期の高圧状態時に内部の崩壊熱を除去するアイソレーションコンデンサを含むこと、を特徴とする請求項１ないし請求項５のいずれか一項に記載の原子力発電設備。
7. 前記コンデンサは、想定事故後に前記原子炉圧力容器内から前記原子炉格納容器内に放出された蒸気が導かれ冷却されて凝縮して前記原子炉格納容器内の圧力を低下させる静的格納容器冷却系コンデンサを含むこと、を特徴とする請求項１ないし請求項６のいずれか一項に記載の原子力発電設備。
8. 原子炉圧力容器の上部周囲に配置された上端スラブを備えて前記原子炉圧力容器を格納する原子炉格納容器の外側に配置された静的冷却系プールであって、
   前記上端スラブの上方に位置する主貯水部および、前記主貯水部に連通して前記上端スラブの側部に位置するピットを有し、
   前記ピット内で、前記上端スラブと同等または下方の位置に、原子炉格納容器内での事故時の崩壊熱を除去するコンデンサが収容されていること、
   を特徴とする静的冷却系プール。

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