JP6309972B2 - 原子力発電施設並びにその冷却材の液位を維持する方法 - Google Patents

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本出願は２０１２年６月１３日出願の米国特許出願第１３／４９５，０８３号（発明の名称：Ｓｍａｌｌ Ｍｏｄｕｌａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｓａｆｅｔｙ Ｓｙｓｔｅｍｓ、代理人整理番号第ＲＴＵ２０１１−０１１号）に関連する。

本発明は一般に原子炉安全システムに関し、より詳細には、燃料交換のための運転停止期間中に原子力発電プラントの全交流電源喪失事態が発生した場合、原子炉の炉心および使用済燃料プールを受動的に冷却するシステムに関する。

加圧水型原子炉は、縦型の原子炉容器内に装荷された多数の長尺の燃料集合体を備える。加圧された冷却材は燃料集合体を通して循環することで、燃料集合体の中に収められた核分裂性物質の核反応によって発生した熱を吸収する。加圧水によって冷却されるこの種の原子炉発電システムの一次側は、有用なエネルギーを生産するために二次側と熱交換関係にあるがそれから分離されている閉回路からなる。一次側は、核分裂性物質を含んだ複数の燃料集合体を支持する炉内構造物を収めた原子炉容器、熱交換式蒸気発生器内の一次回路、加圧器、ポンプおよび加圧水を循環させる配管の容積部分、各蒸気発生器およびポンプと原子炉容器とを個別に接続する配管からなる。このタイプの従来型原子力プラントでは、蒸気発生器、ポンプ、および原子炉容器につながれた配管系からなる一次側の各部が一次側のループを形成している。

図１は、説明のため、炉心１４を閉じるための閉鎖蓋１２を備える全体として円筒形の圧力容器１０を含む従来型の原子炉一次系を単純化して示したものである。水やホウ酸水のような液体冷却材がポンプ１６によって容器１０内に圧送されて炉心１４を通過し、そこで熱エネルギーを吸収した後、典型的には蒸気発生器と呼ばれる熱交換器１８に熱を放出し、その熱が熱交換器から蒸気駆動タービン発電機のような使用回路（図示せず）に移動する。その後、原子炉冷却材はポンプ１６に戻されて一次ループが完結する。典型的には、原子炉冷却材管２０によって１つの原子炉容器１０に上述のループが複数接続されている。

代表的な従来型の原子炉の設計を図２にさらに詳しく示す。そろって垂直に延びる複数の平行な燃料集合体２２からなる炉心１４のほかは、この説明の趣旨からは、容器上部の炉内構造体は下部炉内構造物２４と上部炉内構造物２６とに分けることができる。従来型の設計では、下部炉内構造物は、炉心機器および計装装置の支持、心合せおよび案内を行なうとともに、容器内の流れの方向を与える役割を果たしている。上部炉内構造物は、燃料集合体２２（図２では、単純化のため、そのうち２体のみを示す）を拘束し、またはそれらに対して二次的な拘束手段を提供するとともに、計装装置や、制御棒２８のような機器を支持し、案内する。図２に示す代表的な原子炉では、冷却材は１つまたはそれ以上の入口ノズル３０を通して原子炉容器に入り、原子炉容器と炉心槽３２の間の環状部を下向きに流れた後、下部プレナム３４内で１８０°向きを変えると、上向きに下部支持板３７へ、さらに燃料集合体が載せられている下部炉心板３６へと抜け、燃料集合体２２の間および周辺を通り抜ける。設計によっては、下部支持板３７および下部炉心板３６は単一の構造物によって、すなわち３７と同じ高さの下部炉心支持板によって置き換えられる。炉心およびその周辺区域３８を通る冷却材の流量は毎分４００，０００ガロン前後と、典型的には大きく、流速はおよそ毎秒２０フィートである。それによる圧力降下と摩擦力によって燃料集合体は持ち上がる傾向にあるが、その動きは円形の上部炉心板４０を含めた上部炉内構造物によって拘束される。炉心１４を出る冷却材は上部炉心板の下面に沿って流れ、さらに複数の穴４２を通して上向きに流れる。その後、冷却材はさらに上向きに、そして径方向に１つまたはそれ以上の出口ノズル４４へと流れる。

上部炉内構造物２６は容器または容器蓋によって支持されることができ、上部支持アセンブリ４６を備える。荷重は、上部支持アセンブリ４６と上部炉心板４０の間で主として複数の支柱４８によって伝達される。それぞれの支柱は、選ばれた燃料集合体２２および上部炉心板４０の穴４２の上方に心合わせされる。

典型的には駆動軸または駆動棒５０と中性子毒物棒のスパイダ集合体５２とを含む直線的に可動な制御棒２８は、上部炉内構造物２６の間を抜けて心合わせされた燃料集合体２２の中へ制御棒案内管５４によって案内される。案内管は上部支持アセンブリ４６に対して、さらに上部炉心板４０の頂部に対してしっかりと取り付けられる。支柱４８の構成は、制御棒挿入能力に悪影響を及ぼす可能性のある事故条件のもとでの案内管の変形防止に寄与する。

核分裂過程を制御するため、多数の制御棒２８が燃料集合体２２の中のあらかじめ決められた位置の案内シンブルの中を往復移動できるようになっている。詳細には、燃料集合体の上部ノズル上方に配設された制御棒駆動装置は複数の制御棒を支持している。制御棒駆動装置（制御棒クラスタ集合体とも呼ばれる）は、内ねじ付きの円筒形のハブ部材であって、図２に関連して上述したスパイダ５２を形成するものとして径方向に延びる複数の錨爪すなわち腕を備える部材を有する。それぞれの腕は制御棒２８と連結され、制御棒集合体駆動装置７２が、制御棒２８を、制御棒駆動装置のハブに結合された制御棒駆動軸５０の駆動力により燃料集合体内の案内シンブルの中を垂直に移動させることにより、燃料集合体２２内の核分裂過程を制御できるようになっているが、それらはすべて周知のとおりである。

上部炉内構造物２６はまた、支柱４８内の軸方向の通路を貫通し、基本的に燃料集合体内の中心部に位置する計装シンブル内へ延びる幾つかの炉内計装装置を有している。炉内計装装置には、典型的には、冷却材の炉心出口温度を測定する熱電対と、炉心内の軸方向および径方向の中性子放射能プロファイルを監視できるように軸方向に配置された中性子検出装置とが含まれる。

軽水炉を用いた原子力発電プラントは、原子炉の燃料交換のために定期的な運転停止を必要とする。新しい燃料集合体は、プラントに搬入された後、それ以前に原子炉から取り出されている使用済燃料集合体があればそれと一緒に、燃料貯蔵建屋で使用済燃料プール内に一時的に貯蔵される。燃料交換のための運転停止期間中、原子炉内の燃料集合体の第１の部分は原子炉から燃料貯蔵建屋に取り出される。燃料集合体の第２の部分は原子炉内の１つの支持場所から原子炉内の別の支持場所に移される。取り出された燃料集合体に代わって、新しい燃料集合体が燃料貯蔵建屋から原子炉内に移される。これらの移動は詳細なシーケンスプランに従って行われ、炉心設計者によって用意された全体的な燃料交換プランに従ってそれぞれの燃料集合体が所定の場所に配置される。従来型の原子炉では、燃料にアクセスするために必要となる炉内構造物構成品の取外し、および原子炉と燃料貯蔵建屋内の使用済燃料プールとの間の新旧の燃料の移動は、発電所の保守要員の遮蔽のために水中で行われる。これは、燃料交換キャビティ内および発電所の建屋構造と一体の水路内の水位を上げることによって果たされる。２０フィート超の水位は、炉内構造体および燃料集合体の移動のための遮蔽を提供する。典型的な加圧水型原子炉は、１８カ月から２４カ月毎に燃料を交換する必要がある。

図１および２に概略的に示した従来型の設計を用いた商業用原子力発電プラントは典型的には１，１００メガワットのオーダーか、それ以上である。近年では、ウェスチングハウス・エレクトリック・カンパニーＬＬＣが２００メガワット級のモジュール式小型炉を提案している。モジュール式小型炉は、すべての一次ループ機器が原子炉容器内にある一体型の加圧水型原子炉である。原子炉容器はコンパクトな高圧格納容器に取り囲まれている。一体型の加圧水型原子炉は格納容器内の空間が限られていることや、低コストの要請があることから、燃料交換に関連したシステムを含めた補助システムの総数は安全性や機能性を犠牲にすることなく、最小限に抑える必要がある。そのため、大半の機器をコンパクトな高圧格納容器内で原子炉システムの一次ループと流体連通状態に維持することが望まれる。典型的な従来型の加圧水型原子炉の設計は、事故発生後の原子炉および使用済燃料プールの冷却に必要なポンプに動力を与えるために非常用交流電源に依存する能動的安全システムを利用する。ペンシルベニア州クランベリー郡区に所在のウェスチングハウス・エレクトリック・カンパニーＬＬＣから供給されるＡＰ１０００（登録商標）のような改良型の設計は、炉心および使用済燃料プールから崩壊熱を除去するために自然循環、沸騰および凝縮のみに依存する受動的安全システムを利用する。こうした受動的安全システムの原理をモジュール式小型炉の設計に適用すること、さらに、好ましくは、設計を単純化しつつ、しかも２０１２年６月１３日出願の米国特許出願第１３／４９５，０８３号（発明の名称：Ｓｍａｌｌ Ｍｏｄｕｌａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｓａｆｅｔｙ Ｓｙｓｔｅｍｓ）に規定されているような能動的システムの安全余裕を維持することが望まれる。想定事故の際に炉心から崩壊熱を除去する受動的冷却システムを装備したこうした第ＩＩＩ＋世代の加圧水型原子炉およびモジュール式小型炉の多くにおいては、原子炉の燃料交換を行う前にシステムの稼働を停止する必要がある。原子炉の設計が真に受動的であるためには、原子炉は、あらゆる燃料交換モードの下で原子炉および使用済燃料プール内の燃料を受動的に冷却することができなければならない。

そのため、本発明の目的の１つは、想定事故の際に炉心から崩壊熱を除去する手段であって、燃料交換のための運転停止期間中を含め、連続的に、あらゆる原子炉運転モードの間に機能する手段を提供することにある。

さらに、全交流電源喪失時に長時間にわたって機能するそうした受動的安全システムを提供することは本発明のもう１つの目的である。

上記およびその他の目的は、格納容器建屋と、その格納容器建屋内に収容された縦長の原子炉容器とを備える原子力発電施設によって達成される。原子炉容器は、核分裂反応が起こる核分裂性物質を含んだ炉心と、炉心から軸方向に離隔し、フランジ部で蓋によって密閉される開放端部とを有する。格納容器建屋の外部には原子炉容器の実質的上方の高さに使用済燃料プールが支持され、使用済燃料プールは第１の弁を通して原子炉容器の内部と流体連通する。原子力発電施設は、原子力発電施設の通常運転の下での最高冷却材液位が使用済燃料プールの実質的上方の高さになるように支持された最終ヒートシンク冷却材タンクをさらに備える。最終ヒートシンクタンクの下部は、当該使用済燃料プールの冷却材の液位をほぼあらかじめ選択されたレベルに維持するように当該使用済燃料プールの冷却材の液位によって動作が制御される第２の弁を通して使用済燃料プールと流体連通する。好ましくは、第１の弁は受動的に作動され、かつ／または故障すると安全側位置に切り換わるように設計される。同様に、第２の弁は受動的に作動されるか、または手動で操作されることが望ましく、一実施形態では、第２の弁はフロート弁である。

ここに記載するところに従い、原子力発電施設は、格納容器建屋内において原子炉容器フランジ部からほぼ第１の高さ、またはその上方に支持され、原子炉容器内の冷却材の液位が意図に反して低下したとき第１の選択された期間の間、原子炉容器内の冷却材の液位を所与のレベルに維持するように構成された受動的安全システムをさらに含むことができる。しかし、この受動的安全システムは、炉心の燃料交換中は稼動を停止するように構成されている。

原子力発電施設は、燃料集合体を通すことができる、原子炉容器フランジ部よりも上方の高さの格納容器建屋の内部と、使用済燃料プールとの間に流体連通路を確立する燃料交換キャナルを含むこともできる。流体連通路を格納容器内部から隔離するための手段も用意される。原子炉容器フランジ部の上方に燃料交換キャビティを支持させ、原子炉容器に分岐冷却材ラインを取り付けるようにしてもよい。好ましくは、第１の弁を制御して原子炉容器内の冷却材の液位をあらかじめプログラムされたレベルに調整するための、炉心よりも上方の冷却材の液位を示す出力を有するゲージが分岐冷却材ラインに設けられる。一実施形態では、ゲージは圧力ゲージである。

本発明は、原子炉容器が実質的に除圧される原子力発電施設の運転停止期間中に長時間にわたって上述の原子力発電施設の冷却材液位を炉心の上方に受動的かつ安全に維持する方法も企図する。本方法は、炉心の上方の冷却材の液位を検知するステップを含む。次いで、本方法は、第１の弁を制御して使用済燃料プールから原子炉容器に冷却材を排出させ、原子炉容器内の冷却材の液位を炉心の上方のあらかじめプログラムされたレベルに維持する。本方法は、第２の弁も制御して最終ヒートシンク冷却材タンクから使用済燃料プールに冷却材を排出させ、使用済燃料プール内の冷却材の液位をほぼあらかじめ選択されたレベルに維持する。上記の実施形態において、本方法は、原子力発電施設が全交流電源喪失状態にあるとき、第１および第２の弁を開放し、格納容器建屋の少なくとも一部を冠水させるステップを含む。この実施形態はまた、原子炉容器に接続された分岐冷却材ラインと、炉心の上方の冷却材液位を示す出力を有する、その分岐冷却材ライン上のゲージとをさらに含み、炉心の上方の冷却材液位を示す出力に応答して第１の弁を制御することにより、冷却材の液位をあらかじめプログラムされたレベルに維持するステップを含む。望ましくは、あらかじめプログラムされた液位はほぼ原子炉容器フランジ部の位置に当たる。この実施形態では、原子力発電施設は原子炉容器フランジ部の上方に支持された燃料交換キャビティを含む。原子炉容器蓋が取り外された後は、燃料交換キャビティ内における炉心の上方の冷却材液位に対してゲージによる制御は不要となる。第１の弁が開放され、水位が同じになるまで使用済燃料プールから燃料交換タンクに排水される。さらに、原子力発電施設は、原子炉容器フランジ部の上方の高さの燃料交換キャビティの内部と、使用済燃料プールとの間に燃料集合体を通すことができる流体連通路を確立する燃料交換キャナルと、流体連通路を燃料交換キャビティ内部から隔離する手段とを含むこの実施形態では、本方法は、流体連通路を隔離する手段を開放するステップと、流体連通路を通して燃料交換キャビティ内の冷却材の液位を制御するステップとをさらに含む。その場合、原子力発電施設が全交流電源喪失の状況下では、本方法は、第１の弁がそのフェールセーフ位置に開放されることによって、炉心の上方の要求される水位が確実に維持されるようにするステップをさらに含む。原子炉の分解が終わり、燃料交換タンクがまだ設置されていない燃料交換の短い時間帯にあっては、この動作が格納容器建屋の冠水をもたらす。水位は、使用済燃料プールの液位を維持する第２の弁の受動的動作によって維持される。

本発明の詳細を、好ましい実施形態を例にとり、添付の図面を参照して以下に説明する。

以下に説明する実施形態を適用することができる従来型原子炉システムの概略図である。

以下に説明する実施形態を適用することができる原子炉容器および炉内構造物構成品の立面図（一部断面図）である。

以下で特許を請求する本発明の適用が可能なモジュール式小型炉システムの斜視図（一部切欠図）である。

図３に示した原子炉の拡大図である。

以下で特許を請求する本発明の一実施形態を組み込んだ原子力発電プラントの概略図であって、通常運転時のシステムの複数の構成機器各部の水位を示した図である。

図５に示した原子力発電プラントの概略図であって、原子炉冷却系から使用済燃料プールに水を移動したことによって原子炉冷却系の水位が下がった状態の図である。

図６に示した原子力発電プラントの概略図であって、原子炉容器閉鎖蓋および上部炉内構造物が原子炉アセンブリから取り外された状態の図である。

図７に示した原子力発電プラントの概略図であって、開いた原子炉容器の上方に燃料交換タンクが設置され、燃料交換タンクが実質的に満杯となるまで容器内の水位が引き上げられた状態の図である。

図８に示された原子力発電プラントの概略図であって、使用済燃料プールを燃料交換タンクと接続する燃料移送キャナルの設置（または開放）を示した図である。

図５に示された原子力プラントの概略図であって、有害運転事象が発生したとき、原子炉内の冷却材液位が使用済燃料プールの水によって維持され、使用済燃料プール液位が最終ヒートシンクタンクによって維持されている様子を示した図である。

図７に示された原子力発電プラントの概略図であって、原子炉蓋が取り外された状態で、外部電源喪失時に、原子炉容器内の冷却材液位が使用済燃料プールによって維持され、使用済燃料プール液位が受動的に維持されている様子を示した図である。

図９に示した原子力発電プラントの概略図であって、燃料交換タンクおよびキャナルが設置され、使用済燃料プールの冷却材液位と一致するように満たされた状態の概略図である。

図７に示した原子力発電プラントの概略図であって、外部電源の喪失および直流バックアップ電源の喪失によってもたらされる状態を示した図である。

図３および４は、本発明を適用することができるものとして、ペンシルベニア州クランベリー郡区に所在のウェスチングハウス・エレクトリック・カンパニーＬＬＣから供給される小型モジュラー炉の設計を示したものであるが、本発明は、図１および２に示したもののような従来型の加圧水型原子炉にも適用できることが理解されるべきである。図３に、圧力容器１０およびその炉内構造物構成品を見せるために一部を切り欠いた原子炉格納容器建屋１１の斜視図を示す。図４は、図３に示した圧力容器の拡大図である。加圧器５８は、図１には示していないが、大半の加圧水型原子炉の設計に共通しており、典型的には１つのループに含まれることで全システムの圧力を維持する。図３および４に示されたモジュール式小型炉の設計では、加圧器５８は原子炉容器蓋１２の上部に一体化されており、別途の構成要素の必要がなくなっている。複数の図面の間で対応する構成品同士に対しては同じ符号が使用されていることがわかるであろう。高温側ライザー６０は、炉心１４から、高温側ライザー６０を取り囲む蒸気発生器１８へと一次冷却材を導く。原子炉容器１０の周囲には、上部炉内構造物２６の上端付近の高さに幾つかの冷却材ポンプ１６が周方向に間隔をあけて配される。原子炉冷却材ポンプ１６は、水平に取り付けられた軸流キャンドモータポンプである。炉心１４および上部炉内構造物２６は、それぞれの寸法を除いて、図１および２に関連してすでに説明した対応する構成要素とほぼ同じである。図３および４に示したモジュール式小型炉の動作に関するさらに詳しい理解は、２０１２年６月１３日出願の米国特許出願第１３／４９５，０５０号（発明の名称：Ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｃｏｍｐａｃｔ Ｓｔｅａｍ Ｇｅｎｅｒａｔｏｒ）に見出すことができるはずである。

ＡＰ１０００（登録商標）型の原子力プラントのような第ＩＩＩ＋世代の加圧水型原子炉や、上に説明したもののようなモジュール式小型炉は、想定事故の際に炉心から崩壊熱を除去する受動的冷却システムをしばしば特色としている。多くのプラント設計において、こうしたシステムは原子炉の燃料交換を行う前に稼働を停止する必要があり、その機会は典型的には１８ないし２４カ月ごとにやってくる。本発明は、加圧水型原子炉で燃料交換中に核燃料を受動的に冷却するための手段を提供するものである。本発明は、原子炉の分解中および燃料交換中に水位を炉心よりも上方に維持するために、重力と、バッテリ残量で適切な協調位置に作動可能な、または故障すると安全側位置に切り換わる一連の弁とを使用する。以下に説明する実施形態は、こうした原理を、上に開示したものと同じような受動的安全システムを有するモジュール式小型炉に適用するものであるが、この原理は対応可能なプラントレイアウトを有するいかなる加圧水型原子炉にも適用することが可能である。

モジュール式小型炉の場合、ここに開示する実施形態は、原子炉建屋の内部または外部に大量の貯留水９０を保持し、核分裂反応が無事停止した後の炉心１４から崩壊熱を除去するためにそれを利用する。典型的には原子炉出力の約１パーセントである崩壊熱は、最終ヒートシンクとして知られるこの大量の貯留水を沸騰させることによって除去される。最終ヒートシンク９０は、図５から１３に示すように、使用済燃料プール８０の高さよりも上方に支持するか、少なくともその出口１００が該プール８０よりも高くなるようにして、水が最終ヒートシンク９０から重力によって使用済燃料プール８０に排出されるようにするのが好ましい。同様に、使用済燃料プール８０は、好ましくは、出口導管７４が炉心１４より十分上方に位置するように、炉心１４よりも上方の高さに保持して、使用済燃料プール内の冷却材を重力によって入口９８を通して原子炉容器１０内に排出できるようにする。原子炉容器に至る導管７４への使用済燃料プールの出口１００は、プール内の使用済燃料８２が露出することがないように、またプール内の使用済燃料を十分冷却できるだけの適切な深さをプールが維持できるように十分な高さにあるのが好ましい。最終ヒートシンク９０の大量の水は、プラントが外部からの支援なしに何日間も安全な停止状態を維持することを可能にする。その日数は、最終ヒートシンク９０におけるプールの大きさによって決まる。炉心１４または使用済燃料８２から効果的に崩壊熱を除去することができなければ、燃料被覆材料がその設計温度を超え、燃料の健全性喪失または破損へ至る可能性がある。これは一般にメルトダウンとして知られている状況である。

図５から１３で符号６６として象徴的に表されるプラントの安全システムは、想定されるあらゆる事故に対処できるように設計されている。こうした安全システムは、不都合な運転事象が検出されると、核反応を停止させ、炉心１４からの崩壊熱の除去を開始する。原子力発電プラントはその大半の時間を、最終的には発電を行うための蒸気の発生に費やすように設計されている。この状況は一般に通常運転と呼ばれているものである。プラントは通常、１８〜２４カ月ごとに停止され、燃料を補充される。燃料交換の間、原子炉を分解して炉心内の燃料集合体へアクセスできるように、原子炉冷却系の水位が下げられる。原子炉冷却系の水は、崩壊熱を除去するように設計されている安全システムの一体部分をなしている。燃料交換中、崩壊熱を除去するように設計されている安全システムは、水位が低いため稼働を停止される可能性がある。本発明は、燃料交換の様々な段階で使用済燃料プール８０を使ってプラント内の水位をいかにして適切な水準に維持するかを記述したものである。水の相変化には膨大な熱量が必要であり、したがって、水を沸騰させれば熱は継続的に除去される。これは、２０１２年６月１３日出願の出願第１３／４９５，０８３号（ＲＴＵ２０１１−０１１）で説明されているように、原子炉冷却系のインベントリ管理のために専用の貯蔵タンクを使用する既存の従来方式の加圧水型原子炉の設計とは異なる。

本発明によると、使用済燃料プールの液位８４は最終ヒートシンク９０から水が流入する受動的な形で、好ましくは受動的に作動される弁８８により、維持される。弁８８はフロート弁、受動的に作動されるその他の弁、または故障すると安全側位置に切り換わる弁でよく、図５から１３に示す実施形態で示されているように、使用済燃料プールの液位８４が所定の限度以下に低下したときに最終ヒートシンク９０から使用済燃料プール８０への導管８６を開くことができる。

以下の各セクションでは、この先で特許を請求するシステムの１つまたはそれ以上の実施形態の構成および機能について、図５〜１３に示すような燃料交換プロセスを通して説明する。図５〜９は通常の燃料交換シーケンスを示したものである。図１０〜１３は、全交流電源喪失を含む想定事故の際に水位がいかにして受動的に維持されるかを示したものである。

図５は通常運転時のプラントを示したものである。最終ヒートシンクタンク９０内および使用済燃料プール８０内の水位は要求される水準に維持されている。容器１０内の原子炉冷却系および安全システムの構成要素も満杯水準７２および６８にある。

図６では、原子炉冷却系の水位７２は、原子炉冷却系から使用済燃料プール８０に導管７４および弁７６を通して水を移動させたことによって下がっている。これによって使用済燃料プールの水位８４は上昇している。使用済燃料プールの体積は、原子炉冷却系と比べると非常に大きいため、水位８４はわずかに数インチ上昇するのみである。原子炉冷却系のベント弁７０を開けて、容器１０内の液位７２が下がるようにする。原子炉分岐ライン１０２のうちの１つに設けられた圧力ゲージ７８を使って原子炉冷却系の液位７２を測定する。

図７では、原子炉容器閉鎖蓋１２および上部炉内構造物が原子炉容器１０から取り外されており、炉心１４内の燃料集合体にアクセスできる。図８は燃料交換タンク９４の設置を示している。このタンクは、２０１２年５月２日出願の米国特許出願第１３／４６１，８２１号（発明の名称：Ａ Ｍｅｔｈｏｄ ｏｆ Ｒｅｆｕｅｌｉｎｇ ａ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ）で開示されているように、燃料の移動に用いられる燃料交換機、または格納容器建屋１１と一体にすることができる。燃料タンク９４は、タンク内の液位が使用済燃料プール内の液位と同じになるところまで、使用済燃料プール８０から原子炉容器１４へ原子炉容器貫通部９８を通して排水することを可能にする。この時点では、燃料交換タンク９４内の水位を維持する上で分岐ライン１０２に配設されたゲージ７８は必要ない。

図９は燃料移送キャナル９６の設置（または開放）を示している。この時点では、プール８０と９４とはつながっており、液位８４および７２は移送キャナル連結部９６を通して維持され、通常の燃料交換を開始することができる。図１０〜１３は、燃料交換の様々な段階で外部電源が失われる状況を含む、幾つかの想定事故の状況に対するこの実施形態の対応を示している。

図１０は、原子炉容器１０内の炉心１４の上方の冷却材の液位７２が使用済燃料プール８０からの水によって維持され、さらに使用済燃料プールの液位８４が最終ヒートシンクタンク９０内の水によって維持されている（ただし、１基以上のタンク９０を使用してもよいことが理解されるべきである）事象を示している。原子炉分岐ライン１０２に設けられた圧力ゲージ７８は原子炉容器１０内の冷却材の液位７２を制御する。燃料交換のこの段階では、原子炉冷却系内の液位は、他の受動的安全システム６６がすでに稼働を停止している液位まで下がっている。原子炉冷却系のベント弁７０は、設備内の蒸気１０４が格納容器建屋１１内に出ることを可能にする。蒸気は格納容器建屋の壁で凝縮するか、または濾過されて大気中に放出される。

図１１もまた、原子炉の液位７２が使用済燃料プール８０によって維持され、さらに使用済燃料プールの液位８４が外部電源喪失事象の際に最終ヒートシンク９０および導管８６の受動弁８８によって受動的に維持されているところを示している。燃料交換のこの段階では、原子炉容器蓋１２は原子炉容器１０からすでに取り外されている。加熱された原子炉冷却材から発生した蒸気１０４は、開いた原子炉容器１０のフランジ部から抜け、格納容器建屋１１で凝縮するか、またはフィルタを通ってから大気中に放出される（フィルタには放射性汚染物質が含まれることになる）。

図１２では、燃料交換タンク９４および燃料交換キャナル９６は満たされた状態で、使用済燃料プール８０の液位８４と一致し、燃料移送キャナルは全交流電源喪失の前に開放されて、冠水している。燃料交換プロセスのこの時点では、移送キャナル９６によりつながっているため水位が炉心１４の上方に維持される。この状況にあっては、この液位を維持するために圧力ゲージ７８はもはや必要ない。最終ヒートシンクタンク９０は、使用済燃料プール８０内の液位８４を受動的に維持するために依然として使用される。使用済燃料プール８０は最終ヒートシンクに直接つながれているため、最終ヒートシンクタンク９０は液位を炉心１４よりも上方に維持する。

図１３は、燃料交換のためのプラント停止期間中、原子炉が分解された後、燃料交換タンクがまだ設置されていないわずかな時間帯に起きた外部電源喪失および直流バックアップ電源喪失によってもたらされる状況を示したものである。この場合、使用済燃料プール８０と原子炉貫通部９８の間の導管７４の弁７６は故障すると安全側位置に切り換わる。この弁が開いた状態では、液位７２は制御されず、使用済燃料プール８０は、格納容器建屋内の液位７２が使用済燃料プール内の液位８４と一致するまで格納容器建屋１１への排出を続ける。ここでも、原子炉容器１０内およびその上方の水の沸騰によって発生する蒸気１０４は格納容器建屋１１の壁で凝縮するか、または濾過された後、大気中に放出される。最終ヒートシンクタンク９０は使用済燃料プールへ排水して、使用済燃料プール８０内の液位８４を要求されるレベルに維持し、続いて格納容器建屋１１へと至る。この構成は、炉心１４および使用済燃料８２が設計上要求される期間は水で覆われた状態を保つことを保証する。その期間は最終ヒートシンクタンク９０内の利用可能な水量によってのみ規制され、それによって燃料交換中の真に受動的な安全がもたらされる。

本発明の特定の実施形態について詳しく説明してきたが、当業者は、本開示書全体の教示するところに照らして、これら詳述した実施態様に対する種々の変更および代替への展開が可能である。したがって、ここに開示した特定の実施態様は説明目的だけのものであり、本発明の範囲を何らも制約せず、本発明の範囲は添付の特許請求の範囲に記載の全範囲およびその全ての均等物である。

Claims (15)

1. 原子力発電施設であって、
   格納容器建屋（１１）と、
   当該格納容器建屋（１１）に収容され、核分裂反応が起こる核分裂性物質を含んだ炉心（１４）から軸方向に離隔した開放端部がフランジ部（６４）において蓋（１２）により密閉される縦長の原子炉容器（１０）と、
   前記格納容器建屋（１１）の外部で当該原子炉容器（１０）の実質的上方の高さに支持され、第１の弁（７６）を通して当該原子炉容器の内部と流体連通する使用済燃料プール（８０）であって、当該第１の弁は当該原子炉容器が除圧されていて当該原子炉容器内の冷却材の液位が所与のレベルを下回るときに、当該使用済燃料プールから当該原子炉容器内に自動的に冷却材を供給するように構成されている、使用済燃料プール（８０）と、
   当該原子力発電施設の通常運転のもとでの最高冷却材液位（９２）が当該使用済燃料プール（８０）の実質的上方の高さになるように支持された最終ヒートシンク冷却材タンク（９０）とより成り、
   当該最終ヒートシンク冷却材タンク（９０）の下部が、当該最終ヒートシンク冷却材タンクからの冷却材を当該使用済燃料プール（８０）に加えることによって当該使用済燃料プールの冷却材の液位をほぼあらかじめ選択されたレベル（８４）に維持するように当該使用済燃料プールの冷却材の液位によってその開閉が制御される第２の弁（８８）を介して当該使用済燃料プールと流体連通する、原子力発電施設。
2. 当該第１の弁（７６）が受動的に作動され、かつ／または故障すると開位置に切り換わるように設計される、請求項１に記載の原子力発電施設。
3. 当該第２の弁（８８）が受動的に作動されるか、または手動で操作される、請求項１に記載の原子力発電施設。
4. 前記第２の弁（８８）がフロート弁である、請求項３に記載の原子力発電施設。
5. 前記格納容器建屋（１１）内において当該原子炉容器フランジ部（６４）からほぼ第１の高さ、またはその上方に冷却材の貯蔵部が支持され、原子炉の稼働中に前記原子炉容器（１０）内の冷却材の液位が意図に反して低下したとき第１の選択された期間の間、前記原子炉容器（１０）内の冷却材の液位を前記所与のレベル（７２）に維持するように構成された受動的安全システム（６６）を含み、当該受動的安全システムが前記炉心（１４）の燃料交換中は稼動を停止するように構成された、請求項１に記載の原子力発電施設。
6. 燃料集合体（２２）を通すことができる、前記原子炉容器フランジ部（６４）よりも上方の高さの前記格納容器建屋（１１）の内部と、前記使用済燃料プール（８０）との間に流体連通路を確立する燃料交換キャナル（９６）と、
   当該流体連通路（９６）を前記格納容器建屋（１１）の内部から隔離するための手段と
   を含む請求項１に記載の原子力発電施設。
7. 前記原子炉容器（１０）に接続された分岐冷却材ライン（１０２）と、
   前記原子炉容器が除圧されているときに前記第１の弁（７６）を制御して前記原子炉容器（１０）内の冷却材の液位を前記所与のレベル（７２）に調整するための、前記原子炉容器内の前記炉心（１４）よりも上方の当該冷却材の液位を示す出力を有する、当該分岐冷却材ライン（１０２）上のゲージ（７８）と
   を含む、請求項６に記載の原子力発電施設。
8. 前記原子炉容器（１０）に接続された分岐冷却材ライン（１０２）と、
   前記原子炉容器が除圧されているときに前記第１の弁（７６）を制御して前記原子炉容器（１０）内の冷却材の液位を前記所与のレベル（７２）に調整するための、前記原子炉容器内の前記炉心（１４）よりも上方の冷却材の液位（７２）を示す出力を有する、当該分岐冷却材ライン（１０２）上のゲージ（７８）と
   を含む、請求項１に記載の原子力発電施設。
9. 当該ゲージ（７８）が圧力ゲージである、請求項８に記載の原子力発電施設。
10. 前記原子炉容器（１０）が実質的に除圧される、請求項１に記載の原子力発電施設の運転停止期間中に、長時間にわたって、当該原子力発電施設の冷却材の液位を前記炉心（１４）の上方に受動的かつ安全に維持する方法であって、
    前記炉心（１４）の上方の前記冷却材の液位（７２）を検知するステップと、
    前記使用済燃料プール（８０）から前記原子炉容器（１０）に冷却材を排出して、前記原子炉容器内の冷却材の液位を前記炉心（１４）の上方のあらかじめプログラムされたレベル（７２）に維持するように前記第１の弁（７６）を制御するステップと、
    前記最終ヒートシンク冷却材タンク（９０）から前記使用済燃料プール（８０）に冷却材を排出して、前記使用済燃料プール内の冷却材の液位をほぼあらかじめ選択されたレベル（８４）に維持するように前記第２の弁（８８）を制御するステップと
    を含む方法。
11. 前記原子力発電施設が全交流電源喪失の状態にあるとき、
    前記第１および前記第２の弁（７６、８８）を開放するステップと、
    前記原子炉容器（１０）を冠水させるステップと
    を含む、請求項１０に記載の方法。
12. 前記原子力発電施設が、前記原子炉容器（１０）に接続された分岐冷却材ライン（１０２）と、前記炉心（１４）の上方の冷却材の液位（７２）を示す出力を有する、当該分岐冷却材ライン上のゲージ（７８）とを有し、
    前記炉心（１４）の上方の当該冷却材の液位（７２）を示す出力に応答して前記第１の弁（７６）を制御することにより、前記冷却材の液位を前記炉心よりも上方のあらかじめプログラムされたレベルに維持するステップを含む、請求項１０に記載の方法。
13. 前記原子力発電施設が、前記原子炉容器フランジ部（６４）の上方に支持された燃料交換キャビティ（９４）を含み、当該原子炉容器蓋（１２）が取り外されており、前記ゲージ（７８）が当該燃料交換キャビティ内における前記炉心の上方の前記冷却材の液位を制御する、請求項１２に記載の方法。
14. 前記原子力発電施設が、前記原子炉容器フランジ部（６４）の上方の高さの燃料交換キャビティ（９４）の内部と、前記使用済燃料プール（８０）との間に、燃料集合体（２２）を通すことができる流体連通路を確立する燃料交換キャナル（９６）と、当該流体連通路を当該燃料交換キャビティの内部から隔離する手段とを含むとき、
    前記流体連通路（９６）を隔離する手段を開放するステップと、
    前記流体連通路（９６）を通して当該燃料交換キャビティ（７２）内の前記冷却材の液位を制御するステップと
    を含む、請求項１３に記載の方法。
15. 前記原子力発電施設が全交流電源喪失の状態にあり、
    前記第１の弁（７６）を開放するステップと、
    前記格納容器建屋（１１）を冠水させるステップと
    を含む、請求項１４に記載の方法。