JP4834349B2 - 原子炉格納容器冷却設備 - Google Patents

Description

本発明は、冷却水強制循環系統と重力利用冷却系統とを用いた原子炉格納容器冷却設備および原子力プラントに関する。

従来の沸騰水型原子力発電所で、原子炉格納容器内部を冷却するために、上部ドライウェル内にドライウェル冷却器を設置する技術が知られている（特許文献１参照）。また、冷却材喪失事象（ＬＯＣＡ）時に原子炉格納容器内の圧力上昇を抑えるために、このドライウェル冷却器を利用することが検討されている。そのために、このドライウェル冷却器に格納容器外から冷却水を供給するシステムとして、強制循環系統と重力利用冷却系統の２系統を用意し、これらのうち一方を切り替えて用いる装置が提案されている（特許文献２参照）。この強制循環系統はポンプを用いるものであり、重力利用冷却系統は、電源が喪失してポンプが不作動になっても重力による自然循環によってドライウェル冷却器に冷却水を供給できるようになっている。
特開２００１−２１５２９１号公報 特開２００４−１９８１１８号公報

重力利用冷却系による冷却水の自然循環流量は、強制循環系の流量に比べてかなり少なく、冷却材喪失事象時に充分な蒸気凝縮量が得られず、原子炉格納容器内の蒸気圧の上昇を抑制できなくなることが懸念される。さらに、現行の冷却コイルは水平方向に伝熱管が蛇行される構成であるため自然循環の流れ方向が特定されず、起動時の不安定現象が懸念される。また、蒸気中に含まれる非凝縮性ガスは、ドライウェル冷却器のケーシング内に一部滞留するため、これを良好に排出する必要がある。

本発明は上記課題を解決するためになされたもので、緊急時に、ドライウェル冷却器を利用し、原子炉格納容器内の蒸気圧を低減することが可能な原子炉格納容器冷却設備および原子力プラントを提供することを目的とする。

上記目的を達成するために、本発明による原子炉格納容器冷却設備は、原子炉圧力容器を収容する原子炉格納容器の内部圧力を抑制する原子炉格納容器冷却設備において、前記原子炉格納容器内に配設されて内部を冷却水が通る伝熱管と、前記原子炉格納容器の外側から前記伝熱管内へ冷却水をポンプによって送る冷却水強制循環系統と、前記原子炉格納容器外で前記伝熱管より上方に配置されて冷却水を溜めた外部プール容器と、前記外部プール容器に溜まった冷却水を、重力を駆動力として前記伝熱管内に供給するように構成された重力利用冷却系統と、前記伝熱管を、前記冷却水強制循環系統と重力利用冷却系統の内の一方に選択的に接続するように切り替える切替手段と、を有し、前記重力利用冷却系統は、一端が前記伝熱管の下部に接続されて他端が前記外部プール容器内の水面下で開口する第１の配管と、一端が前記伝熱管の上部に接続されて他端が前記外部プール容器内の水面上方で開口する第２の配管と、を有して、当該重力利用冷却系統は、前記伝熱管内の冷却水が、前記原子炉格納容器内の気体との熱交換によって熱せられたときに、前記第２の配管内を上向きに流れて前記外部プール容器内の水面上方に流れ、前記外部プール容器内の冷却水が前記第1の配管を下向きに流れて前記伝熱管内に流れて自然循環が行なわれるように構成されていること、を特徴とする。

本発明による原子炉格納容器冷却設備はまた、原子炉圧力容器を収容する原子炉格納容器の内部圧力を抑制する原子炉格納容器冷却設備において、前記原子炉格納容器内に配設されて内部を冷却水が通る伝熱管と、前記原子炉格納容器の外側から前記伝熱管内へ冷却水をポンプによって送る冷却水強制循環系統と、前記原子炉格納容器外で前記伝熱管より上方に配置されて冷却水を溜めた外部プール容器と、前記外部プール容器に溜まった冷却水を、重力を駆動力として前記伝熱管内に供給するように構成された重力利用冷却系統と、前記伝熱管を、前記冷却水強制循環系統と重力利用冷却系統の内の一方に選択的に接続するように切り替える切替手段と、を有し、前記重力利用冷却系統は、一端が前記伝熱管の下部に接続されて他端が前記外部プール容器内の冷却水中で開口する第１の配管と、一端が前記伝熱管の上部に接続されて他端が前記外部プール容器内の前記第１の配管の開口部より上方で開口する第２の配管と、を有し、当該重力利用冷却系統は、前記伝熱管内の冷却水が、前記原子炉格納容器内の気体との熱交換によって熱せられたときに、前記第２の配管内を上向きに流れて前記外部プール容器内に流れ、前記外部プール容器内の冷却水が前記第1の配管を下向きに流れて前記伝熱管内に流れて自然循環が行なわれるように構成されていて、前記原子炉格納容器内の前記第１の配管の少なくとも一部を取り囲む断熱材が取り付けられており、前記原子炉格納容器外の前記第１の配管を取り囲む断熱材が取り付けられていないこと、を特徴とする。

本発明によれば、緊急時であってもドライウェル冷却器を利用して原子炉格納容器内の蒸気圧を低減することが可能である。

本発明によれば、ドライウェル冷却器内の冷却コイル周辺にドライウェル空間から導かれた非凝縮性ガスが滞留することが抑制され、さらに、自然循環流量が促進され、ドライウェル冷却器の除熱性能を向上させることができる。したがって、緊急時であっても原子炉格納容器内の蒸気圧を低減することが可能となる。

以下、図面を参照しながら本発明の実施形態について説明する。なお、相互に同一または類似の部分には共通の符号を付すことにより、重複する説明は省略する。

（実施形態１）
まず、本発明に係る原子炉格納容器冷却設備の概略構成について図１〜図３を用いて説明する。図１は、本発明に係る原子炉格納容器の実施形態１を示す縦断面図である。この図に示すように、原子炉格納容器１内で、原子炉圧力容器３がペデスタル４により支持されている。原子炉圧力容器３内には、原子燃料を保持する炉心２が内包されている。

原子炉格納容器１内にはペデスタル４によって囲まれた下部ドライウェル５と、原子炉圧力容器３を包囲する上部ドライウェル６と、上部ドライウェル６の下方にダイヤフラムフロア７により区画されて設けられた圧力抑制室９が設置されている。圧力抑制室９は、内部に圧力抑制プール８を保有している。

上部ドライウェル６と下部ドライウェル５は連通口１０によって連通され、両ドライウェル５，６と圧力抑制室９とは、圧力抑制プール８水中まで延びたベント管１１によって連絡されている。原子炉格納容器１内には、通常運転時にドライウェル５，６内の雰囲気を規定の状態に冷却し維持するドライウェル冷却器１２が複数台設置されている。

ドライウェル冷却器１２は、ドライウェル冷却ユニット１５および、気体循環手段である送風機１６を有する。ドライウェル冷却ユニット１５はケーシング１４およびその中に内包される冷却コイル１３からなる。

原子炉通常運転時、冷却コイル１３の内部配管には冷却水強制循環系統３２ａにより冷却水が通水されており、上下部ドライウェル５，６内の気体がこのケーシング１４内に導かれる。具体的には、送風機１６を用いてケーシング１４の内圧を低くし、これによって発生するケーシング１４内外の圧力差によって気流を生成する。ケーシング１４に導かれた気体は冷却コイル１３の管外周辺を通過し冷却される。冷却された気体は、ダクト１７およびダンパ１８を介して上下部ドライウェル５，６内各所に循環送風される。

また、圧力抑制プール８の冷却水は残留熱除去系ライン１９の残留熱除去ポンプ２０により導かれ、残留熱除去熱交換器２１で熱交換され除熱された後、スプレイヘッダ２２から上部ドライウェル６内に散布しスプレイ冷却する系統が構成されている。この冷却系統は、高温、高圧時の格納容器１冷却のために用いられている。

この実施形態では、冷却コイル１３の内部配管に冷却水を供給する系統として、冷却水強制循環系統３２ａのほかに重力利用冷却系統３６が配置され、弁３１、３７によって切り替えられるようになっている。すなわち、原子炉格納容器１外上方に、冷却水を溜めた外部プール容器３５が設置され、外部プール容器３５内の冷却水が、ポンプを介さずに重力を駆動力として冷却コイル１３内に供給されるように構成されている。

冷却水強制循環系統３２ａは、原子炉格納容器１の外に配置された冷却水ポンプ３２、熱交換器３３を有し、熱交換器３３で冷却された冷却水が、冷却水ポンプ３２によって、ドライウェル冷却ユニット１５内の冷却コイル１３に送られて循環するようになっている。さらに、熱交換器３２で冷却水強制循環系統３２ａの冷却水を冷却するために、例えば海水を循環させるための冷却水ポンプ３４が配置されている。冷却水強制循環系統３２ａが原子炉格納容器１の壁を貫通する部分の外側と内側にはそれぞれ、弁３１が配置されている。なお、弁３１の一つとして逆止弁を配置しているが、他の弁３１と同じ弁としても良い。

送風機１６は、ドライウェル冷却ユニット１５内の冷却コイル１３の周囲の気体を流動させて、原子炉格納容器１内の気体の冷却コイル１３による冷却を促進する。弁３１は、原子炉通常運転中には開放されているが、万一原子炉冷却材喪失事象が発生し、原子炉圧力容器２内の水位低下あるいは原子炉格納容器１内の圧力上昇が起こった場合には、原子炉格納容器１を隔離するために閉鎖される。

重力利用冷却系統３６は、原子炉格納容器１内で冷却水強制循環系統３２ａから分岐して接続された第１の配管３６ａおよび第２の配管３６ｂを含み、これらの配管３６ａ、３６ｂはそれぞれ、原子炉格納容器１の上方に設けられた外部プール容器３５と接続されている。第１の配管３６ａは外部プール容器３５の底部近くと冷却コイル１３の底部近くの間を連絡し、第２の配管３６ｂは外部プール容器３５の上部と冷却コイル１３の上部の間を連絡している。第１、第２の配管３６ａ，３６ｂの原子炉格納容器１貫通部外に弁３７が設けられている。

弁３７は、原子炉通常運転時には閉鎖されているが、冷却コイル１３への冷却水量が基準値以下となった場合に、外部プール容器３５から冷却コイル１３へ冷却水を供給するために自動あるいは手動で開放される。この時、弁３７を冷却コイル１３から戻る冷却水の温度が所定の温度より上昇したときに自動あるいは手動で開放するようにしても良い。なお、原子力発電所の交流電源が全て喪失した場合にも弁３７を開放させるため、弁３７を開放させるための駆動電源は、送風機１６および冷却水ポンプ３２とは異なる電源、例えば非常用の直流電源とする。

外部プール容器３５としては、例えば、沸騰水型原子力発電所における機器プールを適用することができる。通常の機器プールは、原子力発電所の通常運転時には水を有しておらず、定期検査時に水を張って炉内構造物の仮置きに使用されるが、機器プールに平常時にも水を張っておくことによって、電源が喪失した場合に備えることが可能である。

このように構成されたシステムにおいては、事故が発生した場合や電源が喪失した場合に、冷却水強制循環系統３２ａ側の弁３１が閉鎖され、冷却水ポンプ３２の駆動による冷却水の供給がなくなった場合にも、外部プール容器３５に蓄積した冷却水が、重力利用冷却系統３６を通じて冷却コイル１３に供給される。この場合、冷却コイル１３内で温度上昇や蒸気発生によって相対的に密度が小さくなるので、浮力が生じ、冷却水は、冷却コイル１３を上昇し、さらに第２の配管３６ｂを上昇して外部プール容器３５の上部に至り、また、比較的低温の冷却水が、外部プール容器３５の底部から第１の配管３６ａを経て冷却コイル１３の底部近くに供給される。このように自然循環が形成されるために、冷却コイル１３には長期間にわたって冷却水が供給されることになる。

この実施形態では、ドライウェル冷却ユニット１５内の冷却コイル１３をドライウェル冷却ユニット１５内の上部に配置し、上面からドライウェル空間の流体を導くための開口部を設け、ドライウェル冷却ユニット１５の下部に、開閉手段として開閉板３８を設けている。開閉板３８は、原子炉通常運転時は閉じており、冷却材喪失事象などの緊急時に開口する。

冷却材喪失事象などの緊急時においては、ドライウェル冷却器１２のドライウェル冷却ユニット１５内の冷却コイル１３によって蒸気が凝縮され続けるが、ドライウェル空間の流体を導くための開口部が側面に配置されているため、原子炉格納容器１内に初期封入されている窒素ガスと、温度および圧力の上昇により発生した水素ガス等の不凝縮性ガスが、時間の経過とともに徐々にドライウェル冷却ユニット１５に滞留することになる。このため、特許文献１などに開示された従来技術では、冷却コイル１３内の一部に滞留することになる。また、この時点ではすでに、安全面からの理由により通常電源３０は自動的に切断状態となっているため、送風機１６を含む多くの機器は稼動が停止している。そのため、ドライウェル冷却ユニット１５内に滞留した不凝縮性ガスは排出できない。

本実施形態では、ドライウェル冷却器１２のドライウェル冷却ユニット１５にドライウェル空間の流体を導く開口部が上面に配置されているため、冷却コイル１３で冷却された蒸気は凝縮し、冷却された不凝縮性ガスは密度差でドライウェル冷却ユニット１５の下方へ移動する。さらに、ドライウェル冷却ユニット１５の下部に開閉板３８が開かれることでドライウェル冷却ユニット１５内の不凝縮性ガスはドライウェル空間へ還流される。したがって、冷却コイル１３内の不凝縮性ガスの排出が促進される。

これにより、ドライウェル冷却ユニット１５内の不凝縮性ガス分圧が低下し、また冷却コイル１３周辺の不凝縮性ガス分圧も低下して除熱性能が維持される。その結果、原子炉格納容器１の内圧上昇を長時間にわたって抑制することができる。

図２は、図１におけるドライウェル冷却器１２の主要部分を示す斜視図である。図２に示すように、原子炉格納容器１内の圧力抑制装置の一つとして設置されるドライウェル冷却器１２のドライウェル冷却ユニット１５内の上部に配置される冷却コイル１３は複数の鉛直方向に蛇行した伝熱管３９で構成されている。なお、図２で、符号９０は伝熱管３９内を流れる冷却水を分配・回収する冷却水ヘッダを示す。

このような構成で、冷却コイル１３内の冷却水は、ドライウェル内のガス（矢印９１で流れを示す）と熱交換され温度が上昇し密度が小さくなり、さらに、沸騰によりボイドが発生するとさらに密度が小さくなる。これによって、冷却コイル１３内の冷却水は、自然に上方向への流れが生じ、流れ方向の不安定現象が解消される。

図３は、図２におけるドライウェル冷却器１２の複数の冷却コイル１３の内の１本を示す縦断面図である。図示のように、鉛直方向に蛇行した伝熱管３９の直管部に勾配を設けてある。さらに、伝熱管３９の外側にフィン４０を設けることにより、伝熱管３９とドライウェル内ガスとの熱伝達が促進される。

（実施形態２）
図４を用いて実施形態２を説明する。ドライウェル冷却ユニット１５に冷却水を供給する冷却系統として、通常運転時に用いる冷却水強制循環系３２ａと、原子炉冷却材喪失事象が発生した場合に用いる重力利用冷却系３６がある。本実施形態によれば、この２系統を切り替える手段として、図１に示した弁３１および弁３７の代わりに、２個の三方弁４５が原子炉格納容器１内に配置されている。

このような構成にすることにより、冷却水強制循環系３２ａと重力利用冷却系３６を切り替える手段としての弁の数を削減することができる。

（実施形態３）
図５を用いて実施形態３を説明する。この実施形態では、ドライウェル冷却器１２の冷却コイル１３がドライウェル冷却器ケーシング１４の外側に配置されている。

この構成によると、通常運転時は、ドライウェル内の気体は、図５の矢印５０および５１に示すように、ケーシング１４の上部から吸い込まれ、ドライウェル冷却器ケーシング１４、送風機１６、ダクト１７を通ってドライウェルに戻される。この気体がドライウェル冷却器ケーシング１４の開口に入る前に伝熱コイル１３の周囲を通るので、ここでこの気体が冷却される。

一方、事故時には、電源が遮断されて送風機１６が作動しないが、冷却コイル１３で凝縮した凝縮水はそのままドライウェル冷却器ケーシング１４の外側に落下する。また、冷却コイル１３がドライウェル冷却器ケーシング１４の外側にあるため、蒸気中に含まれるガスがドライウェル冷却器ケーシング１４内に蓄積することがない。

（実施形態４）
図６を用いて実施形態４を説明する。この実施形態では、外部プール容器３５が原子炉格納容器１の上でなく、側部に配置されている。外部プール容器３５内の冷却水のプール水面３５ａは、ドライウェル冷却ユニット１５の冷却コイル１３と同等の高さまたは原子炉圧力容器３の上端と同等の高さに設定されている。その他の構成は、実施形態１または実施形態２と同様である。図６では、冷却水強制循環系３２ａと重力利用冷却系３６とを切り替える手段としての弁３１、３７（図１）または三方弁４５（図４）の記載を省略している。

この実施形態では、ドライウェル冷却ユニット１５の冷却に用いられる水が流れる流路の水頭差Ｈを、従来考えられていた原子炉格納容器上部に外部プール容器を設置した場合に比較して低減させることができる。この水頭差の低減により、流路内の圧力差も低減し、流路内の圧力差に起因する原子炉格納容器の冷却に用いられる水の減圧沸騰を抑制することが可能となる。

（実施形態５）
図７と図８を用いて実施形態５を説明する。ドライウェル冷却ユニット１５に冷却水を供給する冷却系統として、通常運転時に用いる冷却水強制循環系３２ａと、原子炉冷却材喪失事象が発生した場合に用いる重力利用冷却系３６がある。本実施形態では、これらの２系統を切り替える手段として、冷却水強制循環系３２ａ側の２個の弁３１と、重力利用冷却系３６側の２個の弁３７とがすべて原子炉格納容器１内に配置されている。

これらの弁３６および３７は原子炉格納容器１内の圧力に応じて自動的に開閉するようになっている。たとえば、原子炉格納容器１内の圧力が所定圧力よりも低いときは、冷却水強制循環系３２ａ側の弁３１を開き、重力利用冷却系３６側の弁３７を閉じて、冷却水強制循環系３２ａによって原子炉格納容器１内の除熱を行なう。一方、原子炉格納容器１内の圧力が所定圧力よりも高いときは、冷却水強制循環系３２ａ側の弁３１を閉じ、重力利用冷却系３６側の弁３７を開いて、重力利用冷却系３６によって原子炉格納容器１内の除熱を行なう。

上述とは逆に、原子炉格納容器１内の圧力が所定圧力よりも高いときに冷却水強制循環系３２ａ側の弁３１だけを開き、原子炉格納容器１内の圧力が所定圧力よりも低いときに重力利用冷却系３６側の弁３７だけを開くように設定することもできる。

上述のように原子炉格納容器１内の圧力に応じて自動的に開閉する弁３１（３７）の構造の例を図８に示す。この図に示す弁では、原子炉格納容器１内の圧力が所定の圧力よりも高くなったときに閉じるような構造になっている。この弁は、上下に往復動可能な弁体５５に弁棒５６が取り付けられ、この弁棒５６の上端にピストン５７が取り付けられている。ピストン５７はシリンダ６４内で上下に往復動できる。シリンダ６４内部はピストン５７によって上部空間５８と下部空間５９とに仕切られている。シリンダ６４の上部空間５８には開口６３が設けられている。また、シリンダ６４内にストッパ６０が固定されていて、ピストン５７がストッパ６０よりも上方に動けないようになっている。

弁体５５は上方が太い円錐台状であって、図８に示すように、ピストン５７が上方位置でストッパ６０に当っているときに、弁体５５が弁座６１から離れ、弁が開いて流路６２が通じた状態にある。この図８に示す状態から、シリンダ６４外側の原子炉格納容器１内の圧力が高くなると、原子炉格納容器１内の気体が開口６３を通じて上部空間５８に流入して上部空間５８内の圧力が高くなり、ピストン５７を押し下げる。これにより下部空間５９内の気体が圧縮され、弁棒５６および弁体５５も押し下げられる。弁体５５は上部ほど太い円錐台状であるから、弁体５５が下降するにつれて弁体５５と弁座６１との間の隙間が小さくなり、原子炉格納容器１内の圧力が所定の圧力よりも高くなると、弁体５５と弁座６１との間の隙間がなくなって弁が閉じる。

図８に示す状態から、シリンダ６４外側の原子炉格納容器１内の圧力がさらに低くなった場合は、下部空間５９内の圧力によってピストン５７が押し上げられる方向に力を受けるが、ストッパ６０により、ピストン５７はこれより上方には動けない。

図８に示す弁構造の変形例として、開口６３を上部空間５８の代わりに下部空間５９に設けることにより、弁の開閉特性を逆にすることもできる。すなわち、その場合は、原子炉格納容器１内の圧力が高くなるとピストン５７が押し上げられて弁が開く方向に動く。

本実施形態によれば、原子炉格納容器内の圧力上昇を利用して作動モードを切り替えることができる。

（実施形態６）
図９を用いて実施形態６を説明する。一般に蒸気インジェクタは、蒸気と水を供給するだけで大きな吐出圧が得られる静的ポンプの一種である。図９において格納容器冷却設備は、外部プール容器３５内で発生する大気圧の蒸気の一部を蒸気インジェクタ８５に供給する蒸気供給配管８２と、地上水タンク８３から水を供給する水供給配管８４と、これらによって蒸気と水を供給して駆動する蒸気インジェクタ８５と、蒸気インジェクタ８５からの吐出水を外部プール容器３５に戻す吐出配管８６と、吐出配管８６の出口部に設置したジェットポンプ８７を有する。ジェットポンプ８７の出口は第１の配管３６ａに向けて下向きに設置されている。

外部プール容器３５内で発生する大気圧の蒸気の一部は蒸気供給配管８２に充満して、地上水タンク８３の水が供給されると蒸気インジェクタ８５が起動する。一旦、蒸気インジェクタ８５が起動すると、蒸気インジェクタ８５内部が蒸気凝縮によって負圧になるため、蒸気が吸引されて蒸気インジェクタ８５の作動が安定して継続される。この蒸気インジェクタ８５の吐出水によってジェットポンプ８７が駆動され、外部プール容器３５内の水が第１の配管３６ａを通して冷却コイル１３に送られる。これにより強制循環させられる。

本実施形態によれば、蒸気インジェクタ８５とジェットポンプ８７という静的機器を用いることにより、運転員の操作無しでドライウェル冷却ユニット１５を冷却する冷却水の自然循環量を増すことができる。また、蒸気インジェクタ８５によって発生した蒸気を凝縮させて再び外部プール容器３５に注水するため、外部プール容器３５内水位の低下も防止できる。

（実施形態７）
図１０を用いて実施形態７を説明する。この実施形態７は実施形態１の変形である。実施形態７では、重力利用冷却系統３６の第１の配管の上端が、外部プール容器３５内の冷却水の水面３５ａより上方に突き出している。その他の構成は実施形態１と同様である。

このように構成された本実施形態においては、上部ドライウェル６内の気体との熱交換で熱せられた上向きに流れる冷却コイル１３内の冷却水は、第２の配管３６ｂを通って上方へ向かうときに、外部プール容器３５内の冷却水からの重力による下向きの作用を受けることなく、外部プール容器３５内の水面の上方の空間部に流出する。その結果、外部プール容器３５と冷却コイル１５との間の自然循環流れを阻害する影響が小さくなるので、その流量を大きくすることができ、さらには、原子炉格納容器１からの除熱量を大きくすることができる。

（実施形態８）
本発明に係る原子炉格納容器冷却設備の実施形態８を、図１１を用いて説明する。本実施形態では、外部プール容器３５から冷却水が流入する第１の配管３６ａのうちの上部ドライウェル６内に配置される部分の外側を断熱材６７で覆い、第２の配管３６ｂには断熱材を設けない。その他の構成は実施形態１と同様である。

このように構成された本実施形態においては、外部プール容器３５からの冷却水が第１の配管３６ａを下降する間での上部ドライウェル６内の気体との熱交換を小さくすることが可能となり、下降流れを阻害する要因である冷却水の温度上昇を抑制することが可能である。さらに、第２の配管３６ｂには断熱材を設けないことで、冷却コイル１５を通過して熱せられた冷却水の温度は、上部ドライウェル６内の気体との熱交換によってさらに上昇し、上方向の流れが加速されることになる。外部プール容器３５と冷却コイル１５との間の自然循環流量を増大させる効果を有するので、原子炉格納容器からの除熱量を大きくすることができる。

（実施形態９）
本発明に係る原子炉格納容器冷却設備の実施形態９を、図１２を用いて説明する。本実施形態では、第２の配管３６ｂのうちの外部プール容器３５内の冷却水に浸漬している部分を断熱材６９で覆う。

このように構成された本実施形態においては、第２の配管３６ｂを上昇して外部プール容器３５内に流入した冷却水は、断熱材６９周りの外部プール容器３５内の水によって冷却されることなしに、第２の配管３６ｂから流出する。この場合には、第２の配管３６ｂ内部の上方向の流れを阻害する要因である、冷却水の温度低下を抑制することが可能となる。これにより、外部プール容器３５と冷却コイル１５との間の自然循環流量を増大させる効果を有するので、原子炉格納容器からの除熱量を大きくすることができる。

本発明に係る原子炉格納容器冷却設備の実施形態１を示す模式的縦断面図である。 図１におけるドライウェル冷却器を示す模式的斜視図である。 図２における伝熱管１本を示す模式的立断面図である。 本発明に係る原子炉格納容器冷却設備の実施形態２を示す模式的縦断面図である。 本発明に係る原子炉格納容器冷却設備の実施形態３におけるドライウェル冷却器を示す模式的縦断面図である。 本発明に係る原子炉格納容器冷却設備の実施形態４を示す模式的縦断面図である。 本発明に係る原子炉格納容器冷却設備の実施形態５を示す模式的縦断面図である。 図７における弁の構造を示す模式的縦断面図である。 本発明に係る原子炉格納容器冷却設備の実施形態６を示す模式的縦断面図である。 本発明に係る原子炉格納容器冷却設備の実施形態７を示す模式的縦断面図である。 本発明に係る原子炉格納容器冷却設備の実施形態８を示す模式的縦断面図である。 本発明に係る原子炉格納容器冷却設備の実施形態９を示す模式的縦断面図である。

符号の説明

１…原子炉格納容器、２…炉心、３…原子炉圧力容器、４…ペデスタル、５…下部ドライウェル、６…上部ドライウェル、７…ダイヤフラムフロア、８…圧力抑制プール、９…圧力抑制室、１０…連通口、１１…ベント管、１２…ドライウェル冷却器、１３…冷却コイル（伝熱管）、１４…ケーシング、１５…ドライウェル冷却ユニット、１６…送風機、１７…ダクト、１８…ダンパ、１９…残留熱除去系ライン、２０…残留熱除去ポンプ、２１…残留熱除去熱交換器、２２…スプレイヘッダ、３１，３７…弁、３２…冷却水ポンプ、３２ａ…冷却水強制循環系統、３３…熱交換器、３４…冷却水ポンプ、３５…外部プール容器、３６…重力利用冷却系統、３６ａ…第１の配管、３６ｂ…第２の配管、３７…弁、３８…開閉板、３９…伝熱管、４０…フィン、４５…三方弁、５５…弁体、５６…弁棒、５７…ピストン、５８…上部空間、５９…下部空間、６０…ストッパ、６１…弁座、６２…流路、６３…開口、６４…シリンダ、６７…断熱材、６９…断熱材、８２…蒸気供給配管、８３…地上水タンク、８４…水供給配管、８５…蒸気インジェクタ、８６…吐出配管、８７…ジェットポンプ、９０…冷却水ヘッダ

Claims (2)

1. 原子炉圧力容器を収容する原子炉格納容器の内部圧力を抑制する原子炉格納容器冷却設備において、
   前記原子炉格納容器内に配設されて内部を冷却水が通る伝熱管と、
   前記原子炉格納容器の外側から前記伝熱管内へ冷却水をポンプによって送る冷却水強制循環系統と、
   前記原子炉格納容器外で前記伝熱管より上方に配置されて冷却水を溜めた外部プール容器と、
   前記外部プール容器に溜まった冷却水を、重力を駆動力として前記伝熱管内に供給するように構成された重力利用冷却系統と、
   前記伝熱管を、前記冷却水強制循環系統と重力利用冷却系統の内の一方に選択的に接続するように切り替える切替手段と、
   を有し、
   前記重力利用冷却系統は、一端が前記伝熱管の下部に接続されて他端が前記外部プール容器内の水面下で開口する第１の配管と、一端が前記伝熱管の上部に接続されて他端が前記外部プール容器内の水面上方で開口する第２の配管と、を有して、
   当該重力利用冷却系統は、前記伝熱管内の冷却水が、前記原子炉格納容器内の気体との熱交換によって熱せられたときに、前記第２の配管内を上向きに流れて前記外部プール容器内の水面上方に流れ、前記外部プール容器内の冷却水が前記第1の配管を下向きに流れて前記伝熱管内に流れて自然循環が行なわれるように構成されていること、
   を特徴とする原子炉格納容器冷却設備。
2. 原子炉圧力容器を収容する原子炉格納容器の内部圧力を抑制する原子炉格納容器冷却設備において、
   前記原子炉格納容器内に配設されて内部を冷却水が通る伝熱管と、
   前記原子炉格納容器の外側から前記伝熱管内へ冷却水をポンプによって送る冷却水強制循環系統と、
   前記原子炉格納容器外で前記伝熱管より上方に配置されて冷却水を溜めた外部プール容器と、
   前記外部プール容器に溜まった冷却水を、重力を駆動力として前記伝熱管内に供給するように構成された重力利用冷却系統と、
   前記伝熱管を、前記冷却水強制循環系統と重力利用冷却系統の内の一方に選択的に接続するように切り替える切替手段と、
   を有し、
   前記重力利用冷却系統は、一端が前記伝熱管の下部に接続されて他端が前記外部プール容器内の冷却水中で開口する第１の配管と、一端が前記伝熱管の上部に接続されて他端が前記外部プール容器内の前記第１の配管の開口部より上方で開口する第２の配管と、を有し、
   当該重力利用冷却系統は、前記伝熱管内の冷却水が、前記原子炉格納容器内の気体との熱交換によって熱せられたときに、前記第２の配管内を上向きに流れて前記外部プール容器内に流れ、前記外部プール容器内の冷却水が前記第1の配管を下向きに流れて前記伝熱管内に流れて自然循環が行なわれるように構成されていて、
   前記原子炉格納容器内の前記第１の配管の少なくとも一部を取り囲む断熱材が取り付けられており、
   前記原子炉格納容器外の前記第１の配管を取り囲む断熱材が取り付けられていないこと、
   を特徴とする原子炉格納容器冷却設備。

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