JP6322486B2 - 原子力格納容器の冷却システム - Google Patents

Description

本発明は、原子力格納容器の冷却システムに係り、全交流電源喪失などの事故時に原子炉格納容器を静的に冷却するシステムに関する。

従来の改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）においては、原子炉スクラム後に炉心で生じる崩壊熱によって原子炉圧力容器内で発生する蒸気を原子炉格納容器内のサプレッションプールに導入して凝縮させることで、原子炉圧力容器及び原子炉格納容器の加圧を防止している。また同時に、サプレッションプールに導入する蒸気で原子炉隔離時冷却系のポンプを駆動し、このポンプによりサプレッションプールの冷却水を汲み上げて原子炉圧力容器内に注水することで、炉心の冠水及び冷却を維持している。

このように、炉心で発生する崩壊熱は、原子炉圧力容器から原子炉格納容器に移動する。残留熱除去系のポンプが作動している場合には、崩壊熱の移動により高温になったサプレッションプールの冷却水を原子炉格納容器外の熱交換器に送水し、熱交換器を介して崩壊熱を系外に除去することで、原子炉格納容器の温度及び圧力の上昇を防止している。しかし、全交流電源喪失などで残留熱除去系が作動できない場合には、原子炉格納容器の温度及び圧力が長期的に緩やかに上昇し、原子炉格納容器の放射性物質の閉じ込め機能に影響を及ぼす虞がある。

そこで、全交流電源喪失などの事故時にポンプ等の動的機器を用いずに静的に原子炉格納容器を冷却して崩壊熱を除去するシステムとして、例えば、特許文献１に記載のものが提案されている。特許文献１に記載のシステムは、鋼製の原子炉格納容器の外周囲に外周プールを設け、原子炉格納容器表面を伝熱面として、サプレッションプールと外周プール間の温度差により外周プールに熱を伝え、最終的には、外周プールのプール水の蒸発蒸気を外部に放出するものである。このシステムは、また、コンクリート構造壁上部に設けた重力落下型非常用炉心冷却系の冷却水プールの冷却水の一部を外周プールに供給可能とし、事故時に外周プールの水位を上昇させることで外周プールの放熱特性を向上させている。

特開平０４−１２５４９５号公報

上記した特許文献１に記載のシステムにように、外周プールを用いて原子炉格納容器を静的に冷却する場合、外周プールのプール水が全量蒸発すると、外周プールの冷却機能が喪失してしまう。そこで、原子炉格納容器の冷却を長期間持続させるためには、外周プールの貯水量を増加させることが考えられる。この方策として、外周プールの水位を予め高く設定すること又は外周プールを外側に拡張することが挙げられる。

外周プールの水位を高く設定した場合、水位を高くした分の水頭に応じた圧力が原子炉格納容器の外側壁面に加わる。そのため、原子炉格納容器への過度の加圧を防止する観点から、水位を高くすることで外周プールの貯水量を増加させるには限度があり、原子炉格納容器を長期間冷却可能な貯水量を確保することは困難である。

一方、外周プールを外側に拡張した場合、外周プールを内包する原子炉建屋の大型化を招くので、建設工期の長期化、建設コストの増大という問題が生じる。特に、外周プールの積極的な採用が想定される中小型炉の場合には、原子炉建屋の大型化は中小型炉の短工期という利点を大きく毀損する可能性がある。

また、外周プールを用いて原子炉格納容器を静的に冷却する場合、外周プールのプール水が沸点に到達すると、沸騰熱伝達により原子炉格納容器の熱が伝達される。沸騰熱伝達の方が沸点到達前のプール水の対流熱伝達よりも効率よく除熱することができるので、沸点到達後の方が除熱可能な熱量が増加する。このため、小型の外周プールの方が、大型のものより、プール水の沸点への到達時間が早く、冷却能力が高くなるので、有利である。

このように、原子炉格納容器の冷却を長期間持続するために、外周プール自体の貯水量を増加させようとすると、不利な点が多い。

そこで、外周プールを大型化させずに、原子炉格納容器の長期間冷却を可能とするには、外周プールへの給水が考えられる。外周プールへの給水は、全交流電源喪失などを考慮すると、ポンプ等の動的機器を使用せずに行える方が望ましい。また、外周プールへの給水により外周プールの水位が上昇すると、外周プールの水位を高く設定した場合と同様に、上昇した分の水頭に応じた圧力が原子炉格納容器に加わる。そのため、外周プールへの給水量を制限して、原子炉格納容器への加圧を抑制する必要がある。

上記した特許文献１に記載のシステムおいては、コンクリート構造壁上部に設けた重力落下型非常用炉心冷却系の冷却水プールの冷却水の一部を重力により外周プールに給水している。このため、崩壊熱の長期間冷却を可能とするには、炉心冷却用の水量に加えて外周プールへ長期間補給可能な水量を保有できる大容量の冷却水プールをコンクリート構造壁上部に配置する必要がある。しかし、このような大容量の冷却水プールをコンクリート構造壁上部に配置することは、耐震性能の都合上難しい。したがって、このシステムでは、大容量の冷却水プールを設置できず、原子炉格納容器の長期間冷却は困難である。

また、コンクリート構造壁上部に大容量の冷却水プールを配置すると、原子炉格納容器及びそれを内包する原子炉建屋が大型化することから、外周プールを拡張した場合と同様な問題が生じる。

本発明は、上記の問題点を解消するためになされたものであり、その目的は、外周プール及び原子炉格納容器を内包する原子炉建屋を大型化させずに、静的に長期間冷却できると共に、原子炉格納容器への加圧を抑制できる原子炉格納容器の冷却システムを提供するものである。

上記課題を解決するため、例えば特許請求の範囲に記載の構成を採用する。
本願は上記課題を解決する手段を複数含んでいるが、その一例を挙げるならば、炉心を内蔵する原子炉圧力容器を格納する原子炉格納容器の冷却システムであって、前記原子炉格納容器の外周側に間隔を介して設けた原子炉建屋の一部としての壁面部と前記原子炉格納容器との間の空間に冷却水を貯留する外周プールと、前記原子炉建屋の外部であって原子力プラントの敷地内に設置され、前記外周プールに給水する補給水タンクと、前記外周プールと前記補給水タンクとを連通する接続管と、前記接続管に設けられ、前記補給水タンクから前記外周プールへの給水量を前記外周プールの水位に応じて調整する給水調整弁とを備え、前記補給水タンクは、外部の水源としての移動可能な補給装置が接近可能な場所に設置され、前記補給水タンクは、前記補給装置と接続可能な接続プラグを有することを特徴とする。

本発明によれば、壁面部の外部に設置した補給水タンクから外周プールへ重力により給水し、外周プールへの給水量を外周プールの水位に応じて給水調整弁により調整するので、外周プール及び原子炉格納容器を内包する原子炉建屋を大型化させずに、原子炉格納容器を静的に長期間冷却できると共に、原子炉格納容器への加圧を抑制できる。この結果、原子力発電プラントの安全性が向上する。
上記した以外の課題、構成及び効果は、以下の実施形態の説明により明らかにされる。

本発明の原子炉格納容器の冷却システムの第１の実施の形態を適用した原子力発電プラントを示す概略構成図である。 図１に示す本発明の原子炉格納容器の冷却システムの第１の実施の形態を構成する給水調整弁を示す概略構成図である。 図２に示す本発明の原子炉格納容器の冷却システムの第１の実施の形態を構成する給水調整弁の開閉動作を示す説明図である。 本発明の原子炉格納容器の冷却システムの第２の実施の形態を示す概略構成図である。 本発明の原子炉格納容器の冷却システムの第３の実施の形態を示す概略構成図である。 本発明の原子炉格納容器の冷却システムの第４の実施の形態を示す概略構成図である。

以下、本発明の原子炉格納容器の冷却システムの実施の形態を図面を用いて説明する。
［第１の実施の形態］
本発明の原子炉格納容器の冷却システムの第１の実施の形態を図１乃至図３を用いて説明する。
図１乃至図３は本発明の原子炉格納容器の冷却システムの第１の実施の形態を示すもので、図１は本発明の原子炉格納容器の冷却システムの第１の実施の形態を適用した原子力発電プラントを示す概略構成図、図２は図１に示す本発明の原子炉格納容器の冷却システムの第１の実施の形態を構成する給水調整弁を示す概略構成図、図３は図２に示す本発明の原子炉格納容器の冷却システムの第１の実施の形態を構成する給水調整弁の開閉動作を示す説明図である。

図１において、原子力発電プラントは、炉心１を内蔵する原子炉圧力容器２と、原子炉圧力容器２を格納する原子炉格納容器３とを備えている。原子炉格納容器３は、気密性を有しており、原子炉圧力容器２から放射性物質が漏洩する事態が万が一起きた場合でも、内部に放射性物質を留めて周辺環境への影響を最小にするものである。原子炉格納容器３は、例えば、鋼製で略円筒形に形成されている。

原子炉格納容器３の内部は、原子炉圧力容器２を取り囲むドライウェル４と、原子炉格納容器３の下部に設けられたサプレッションプール６を内包するウェットウェル５とで構成されている。ドライウェル４とウェットウェル５は、ダイヤフラムフロア７により区画され、ベント管８を介して相互に連通している。ベント管８は、冷却材喪失事故等の発生によりドライウェル４内に放出された蒸気をサプレッションプール６へ導くものである。

原子炉圧力容器２に接続される配管（図示せず）には、主蒸気逃し安全弁（図示せず）が設けられている。主蒸気逃し安全弁は、原子炉圧力容器２内の圧力が一定値以上に上昇した場合に、原子炉圧力容器２内の蒸気をサプレッションプール６に逃がすものである。

原子力発電プラントには、残留熱除去系が設けられている。残留熱除去系は、原子炉格納容器３外に配置された熱交換器（図示せず）と、電力供給により駆動するポンプ（図示せず）とで概略構成され、炉心１で発生した崩壊熱の伝達により温度上昇したサプレッションプール６のプール水をポンプにより原子炉格納容器３外の熱交換器に送水することで、崩壊熱を系外に排出するものである。

原子力発電プラントは、原子炉格納容器３の外周側に間隔（例えば、約１ｍ）を介して設置された放射線を遮蔽するコンクリート製の生体遮蔽壁（壁面部）１１を備えており、生体遮蔽壁１１と原子炉格納容器３との間の空間に冷却水を貯留できる構造となっている。生体遮蔽壁１１は、原子炉建屋の一部の壁面部として構成することができる。

原子力発電プラントには、原子炉格納容器３と生体遮蔽壁１１との間の空間に冷却水を貯留した外周プール１２を備えた原子炉格納容器３の冷却システムが設けられている。この冷却システムは、サプレッションプール６に蓄熱された崩壊熱を原子炉格納容器３を介して外周プール１２の冷却水に自然放熱することで、原子炉格納容器３を冷却するものである。

この冷却システムのように、原子炉格納容器３を介して外周プール１２へ熱を伝達することでサプレッションプール６のプール水を冷却する場合、外周プール１２の水位が高い程、外周プール１２の冷却水と原子炉格納容器３との接触伝熱面積の増加により除熱量が増加するので、その水位はできる限り高い方が望ましい。しかし、外周プール１２の冷却水とサプレッションプール６のプール水の水頭差によって、原子炉格納容器３の外側壁面が過度に加圧される虞がある。そこで、本冷却システムにおいては、外周プール１２の水位を予め設定した設定値Ｈ、例えば、サプレッションプール６の（通常運転時の）水位より１ｍ程度高い位置に制限し、原子炉格納容器３への加圧の抑制と接触伝熱面積の増加の両立を図っている。

生体遮蔽壁における所定の高さ（設定値Ｈより高い位置）の部分には、外周プール１２の水位を制限して外周プール１２内の冷却水を生体遮蔽壁１１外に排出する排出孔１３が設けられている。この排出孔１３は、サプレッションプール６からの伝熱により外周プール１２で発生した蒸気を系外へ排出して崩壊熱を系外に放出する機能も兼ねている。

原子力発電プラント内における生体遮蔽壁１１の外側には、外周プール１２に給水する補給水タンク１５が設置されている。補給水タンク１５と外周プール１２とは、接続管１６で連通されている。補給水タンク１５は、例えば、原子炉格納容器３（外周プール１２）と略同一面上に設置されている。補給水タンク１５の初期の水面Ｔの位置は、外周プール１２の初期の水面Ｐの位置よりも高い位置に設定されている。

接続管１６は、一端側が外周プール１２の側面の下端部に接続され、他端側が補給水タンク１５の側面の下端部に接続されている。これにより、補給水タンク１５に貯留された冷却水の大部分を外周プール１２に給水可能となっている。

接続管１６には、補給水タンク１５から外周プール１２への給水量を外周プール１２の水位に応じて調整する給水調整弁２０が設けられている。給水調整弁２０は、外周プール１２の水位が予め設定された設定値Ｈ以上である場合に閉止され、設定値Ｈ未満である場合に開放されるように構成されている。

次に、本発明の原子炉格納容器の冷却システムの第１の実施の形態を構成する給水調整弁の構成及び動作を図２及び図３を用いて説明する。
図２及び図３は、給水調整弁の構成及び開閉動作を示す図であり、図２は給水調整弁の開放状態を示す図、図３は給水調整弁の閉止状態を示す図である。図２、３中、矢印は弁駆動機構２３の回動方向を示すものである。なお、図２及び図３において、図１に示す符号と同符合のものは、同一部分であるので、その詳細な説明は省略する。

図２及び図３において、給水調整弁２０は、外周プール１２の水位に応じて開閉するフロート弁であり、例えば、外周プール１２の水位に応じて上下動するフロート２１と、フロート２１にロッド２２を介して連結され、フロート２１の上下動に応じて回動する弁駆動機構２３と、弁駆動機構２３により駆動されて接続管１６を開閉する弁体（図示せず）とで主に構成されている。給水調整弁２０は、外周プール１２内に配置された接続管１６の端部に設けられている。

給水調整弁２０は、図２に示すように、外周プール１２の水位が低下して設定値Ｈ未満になると、フロート２１がそれに応じて下降する。このフロート２１の下方への位置変化によりロッド２２を介して弁駆動機構２３が一方向（矢印方向）に回動して弁体が開く。

一方、設定値Ｈ未満であった水位が上昇すると、図３に示すように、フロート２１がそれに応じて上昇する。このフロート２１の上方への位置変化によりロッド２２を介して弁駆動機構２３が一方向とは逆方向（矢印方向）に回動し、弁体が閉じる方向に作動する。給水調整弁２０は、外周プール１２の水位が設定値Ｈ以上になると接続管１６を完全に閉止するように、フロート２１の浮力やロッド２２の長さ、弁駆動機構２３の回動角等が調整されている。

このように、給水調整弁２０は、フロート２１の静的な浮力のみで作動して、外周プール１２の水位を設定値Ｈまでに制限する。すなわち、給水調整弁２０により、一切の電力供給を必要とせず、動的機器なしで外周プール１２への給水量が調整可能である。

次に、本発明の原子炉格納容器の冷却システムの第１の実施の形態の作用を図１乃至図３を用いて説明する。
図１に示す原子炉圧力容器２や配管類の一部が損傷してドライウェル４内に蒸気が放出される冷却材喪失事故が発生した場合、ドライウェル４内の圧力が上昇する。このとき、放出された蒸気は、ベント管８を通ってサプレッションプール６のプール水中に導かれて凝縮し、蒸気の熱はサプレッションプール６へ移動する。このため、原子炉格納容器３内の圧力上昇が抑制される。

また、原子炉圧力容器２内の圧力が一定値以上に高まった場合、主蒸気逃し安全弁（図示せず）を開放する。これにより、原子炉圧力容器２内の蒸気はサプレッションプール６のプール水中に導入されて凝縮し、蒸気の熱はサプレッションプール６へ移動する。このため、原子炉圧力容器２及び原子炉格納容器３内の圧力上昇が抑制される。

このように、冷却材喪失事故や原子炉圧力容器２内の過度の圧力上昇の場合、ドライウェル４内又は原子炉圧力容器２内の蒸気の熱はサプレッションプール６へ移動する。蒸気から移動した熱によりサプレッションプール６の水温が上昇していくが、そのプール水が沸騰・蒸発してしまうと、最終的に原子炉格納容器３内の温度及び圧力上昇がするので、プール水の熱を除去する必要がある。

残留熱除去系が作動する場合には、サプレッションプール６のプール水をポンプ（図示せず）で原子炉格納容器３外の熱交換器（図示せず）に送水し、サプレッションプール６の熱を原子炉格納容器３の系外に除去する。これにより、原子炉格納容器３の温度及び圧力の上昇が防止される。

一方、残留熱除去系が万が一作動しない事態が発生した場合には、サプレッションプール６の水温が上昇していくが、本実施の形態においては、原子炉格納容器３の冷却システムが作動する。すなわち、温度上昇したサプレッションプール６のプール水の熱は、原子炉格納容器３の壁面を介して低温の外周プール１２の冷却水に伝達され、原子炉格納容器３外に除去される。このように、サプレッションプール６のプール水はポンプ等の動的機器無しに静的に冷却され、原子炉格納容器３の温度及び圧力の上昇が防止される。

全交流電源喪失などにより残留熱除去系が作動できない状態が継続した場合を想定すると、サプレッションプール６（原子炉格納容器３）を長期間冷却する必要がある。この場合、外周プール１２の冷却水は、サプレッションプール６からの熱伝達により徐々に加熱されて沸騰し、その蒸発蒸気が排出孔１３から生体遮蔽壁１１外へ放出される。この冷却水が蒸発してなくなると、外周プール１２の冷却機能が実質的に停止してしまうが、本実施の形態においては、図２に示すように、外周プール１２の冷却水が蒸発してその水位が設定値Ｈより低下すると、給水調整弁２０が自動的に開放され、図１に示す補給水タンク１５から外周プール１２への給水が開始される。補給水タンク１５の水面Ｔの初期位置が外周プール１２の水面Ｐの初期位置（設定値Ｈ）よりも高い位置にあるので、動的機器及びこれを駆動する電力供給なしに、補給水タンク１５の冷却水の自重により給水が行われる。

逆に、図３に示すように、給水により水位が設定値Ｈ以上に上昇すると、給水調整弁２０が自動的に閉止し、給水が停止される。このため、外周プール１２の水位が設定値Ｈより高くなり過ぎることがなく、サプレッションプール６と外周プール１２との水頭差で生じる原子炉格納容器３への加圧を抑制できる。

このように、給水調整弁２０は、電力供給なしに外周プール１２の水位に応じて自動的に開放又は閉止されるので、全交流電源喪失等により原子炉格納容器３の長期間冷却が要求される事態が生じた場合でも、外周プール１２への給水を静的に継続できると共に、原子炉格納容器３への加圧を抑制できる。

給水調整弁２０が万が一開いた状態で固着した場合には、重力により補給水タンク１５と外周プール１２の水位が等しくなるまで外周プール１２へ給水されてしまう。しかし、生体遮蔽壁１１の所定の高さ位置に排出孔１３を設けているので、外周プール１２の水位が所定の高さより上昇することを確実に防止する。このため、サプレッションプール６と外周プール１２との水頭差で生じる原子炉格納容器３への過度の加圧を確実に防止できる。

また、地震等の要因により接続管１６における外周プール１２から補給水タンク１５までの間の途中部分が破断した場合、本実施の形態においては、給水調整弁２０を外周プール１２内に配置した接続管１６の端部に設けているので、給水調整弁２０が接続管１６を閉止している限り、破断部分からの外周プール１２の冷却水の流出を防止できる。このため、接続管１６の破断による外周プール１２の冷却水の流出を考慮して、接続管１６を外周プール１２の上部に接続する必要がない。すなわち、接続管１６を外周プール１２の下端部に接続することができ、外周プール１２の上部に接続するより、補給水タンク１５の冷却水をより多く外周プール１２へ補給することができる。さらに、接続管１６の破断による外周プール１２の冷却水の流出を防止するための逆止弁が不要となる。

また、本実施の形態においては、外周プール１２に給水する補給水タンク１５を生体遮蔽壁１１の外側に設置することで、外周プール１２自体の大型化を回避しているので、外周プール１２の冷却水の沸騰が大型の外周プールよりも早くなる。このため、外周プール１２は、大型の外周プールより、沸点到達前の冷却水の対流熱伝達よりも効率よく除熱可能な沸騰熱伝達を活用でき、冷却能力を高めることができる。

ところで、本実施の形態と異なり、給水調整弁２０を設けずに補給水タンク１５と外周プール１２とを連通させた場合、重力による給水は可能であるが、補給水タンク１５と外周プール１２の水位は等しくなってしまう。この場合、サプレッションプール６と外周プール１２との水頭差で生じる原子炉格納容器３への過度の加圧を防止する観点から、外周プール１２の水位を制限する必要があるので、補給水タンク１５の水位もそれに応じて制限される。したがって、補給水タンク１５の容量を増加させるためには、補給水タンク１５の高さを高くできず、床面積を大きくする必要がある。このため、補給水タンク１５の原子力発電プラント内における設置場所の自由度が低下する。

これに対して、本実施の形態においては、外周プール１２への給水量を外周プール１２の水位に応じて調整可能な給水調整弁２０を接続管１６に設けているので、補給水タンク１５の水面Ｔの初期位置を外周プール１２の水面Ｐの初期位置よりも高い任意の位置に設定できる。したがって、補給水タンク１５の高さや床面積又はその両方の増加により、補給水タンク１５の容量を増加させることが可能となる。すなわち、本実施の形態においては、外周プール１２による原子炉格納容器３の冷却持続時間を長くすることができると共に、補給水タンク１５の形状や原子力発電プラント内における配置を最適化することができる。

上述したように、本発明の原子炉格納容器の冷却システムの第１の実施の形態によれば、原子炉建屋の一部としての壁面部（生体遮蔽壁１１）の外部に設置した補給水タンク１５から外周プール１２へ重力により給水し、外周プール１２への給水量を外周プール１２の水位に応じて給水調整弁２０により調整するので、外周プール１２及び原子炉格納容器３を内包する原子炉建屋を大型化させずに、原子炉格納容器３を静的に長期間冷却できると共に、原子炉格納容器３への加圧を抑制できる。この結果、原子力発電プラントの安全性が向上する。

また、本実施の形態によれば、給水調整弁２０を外周プール１２の水位に応じて開閉するフロート弁としたので、全交流電源喪失等が生じた場合でも、電力供給なしで浮力により静的に作動する給水調整弁２０により、外周プール１２への給水を継続できると共に、原子炉格納容器３への加圧を抑制できる。

［第２の実施の形態］
次に、本発明の原子炉格納容器の冷却システムの第２の実施の形態を図４を用いて説明する。
図４は本発明の原子炉格納容器の冷却システムの第２の実施の形態を示す概略構成図である。なお、図４において、図１乃至図３に示す符号と同符合のものは、同一部分であるので、その詳細な説明は省略する。

図４に示す本発明の原子炉格納容器の冷却システムの第２の実施の形態は、第１の実施の形態を構成する給水調整弁２０が外周プール１２の水位に応じて開閉するフロート弁であるのに対して、給水調整弁４０を外周プール１２の水位に基づいて開閉制御される電動弁としたものである。

具体的には、外周プール１２には、外周プール１２の水位を計測する水位計４１が設置されている。水位計４１には、水位計４１で計測された水位に基づいてその開閉が制御される給水調整弁４０が接続されている。給水調整弁４０は、外周プール１２内に配置された接続管１６の端部に設けられている。水位計４１及び給水調整弁４０は、バッテリ(図示せず)により駆動され、全交流電源喪失時においても作動可能となっている。本実施の形態においても、給水調整弁４０を開放することで、ポンプなどの動的機器を用いず、補給水タンク１５の冷却水の自重により外周プール１２に給水が行われる。

上述した本発明の原子炉格納容器の冷却システムの第２の実施の形態によれば、前述した第１の実施の形態と同様の効果を得ることができる。

また、本実施の形態によれば、水位計４１で計測された水位に基づいて給水調整弁４０を開閉するので、外周プール１２の水位に応じて外周プール１２への給水量を細かく調整することができる。この結果、外周プール１２とサプレッションプール６の水頭差による原子炉格納容器３への加圧の抑制と接触伝熱面積（除熱量）の増加の両立を精度良く行うことができる。

［第３の実施の形態］
次に、本発明の原子炉格納容器の冷却システムの第３の実施の形態を図５を用いて説明する。
図５は本発明の原子炉格納容器の冷却システムの第３の実施の形態を示す概略構成図である。なお、図５において、図１乃至図４に示す符号と同符合のものは、同一部分であるので、その詳細な説明は省略する。

図５に示す本発明の原子炉格納容器の冷却システムの第３の実施の形態は、第１の実施の形態を構成する補給水タンク１５が外周プール１２と同一面上に配置されているのに対して、補給水タンク５５を原子力発電プラントの敷地内における外周プール１２の設置面よりも高所に配置するものである。高所に配置された補給水タンク５５の底面に、外周プール１２と補給水タンク５５とを連通する接続管５６の一端が接続されている。

上述した本発明の原子炉格納容器の冷却システムの第３の実施の形態によれば、前述した第１の実施の形態と同様の効果を得ることができる。

また、本実施の形態によれば、補給水タンク５５を原子力発電プラントの敷地内における外周プール１２の設置面よりも高所に配置したので、敷地内に津波等が侵入した場合も影響を受けにくくなる。

さらに、高所に配置された補給水タンク５５の底面に接続管５６を接続しているので、補給水タンク５５の冷却水の全量を外周プール１２に給水することができる。この結果、外周プール１２による原子炉格納容器３の冷却を更に長期間持続させることができる。

［第４の実施の形態］
次に、本発明の原子炉格納容器の冷却システムの第４の実施の形態を図６を用いて説明する。
図６は本発明の原子炉格納容器の冷却システムの第４の実施の形態を示す概略構成図である。図６中、矢印は補給される冷却水の流れ方向を示している。なお、図６において、図１乃至図５に示す符号と同符合のものは、同一部分であるので、その詳細な説明は省略する。

図６に示す本発明の原子炉格納容器の冷却システムの第４の実施の形態は、第３の実施の形態を構成する補給水タンク５５に代えて、追加の補給装置６７を用いて冷却水を外部から補給可能な構造の補給水タンク６５とするものである。

補給装置６７として、例えば、消防車を用いることを想定する。この場合、補給水タンク６５に消防ホースと接続可能な接続プラグ（図示せず）を設けておく。これにより、外部の水源から冷却水を補給水タンク６５内に補給できる。また、補給水タンク６５を消防車の放水により給水可能な構造としてもよい。

また、補給水タンク６５を人間がアクセスしやすい場所に設置しておく。これにより、消防車等の補給装置６７を補給水タンク６５近傍に容易に持ち込むことが可能となる。このため、外周プール１２に直接給水するよりも、補給装置６７を用いて容易に給水作業を行うことができる。

上述した本発明の原子炉格納容器の冷却システムの第４の実施の形態によれば、前述した第３の実施の形態と同様の効果を得ることができる。

また、本実施の形態によれば、補給水タンク６５を、補給装置６７を用いて外部から冷却水を補給可能な構造としたので、外周プール１２への給水を更に長期間持続できる。この結果、原子炉格納容器３の冷却を更に長期間持続できる。

［その他］
なお、上述した本実施の形態においては、サプレッションプールを有する圧力抑制型の鋼製原子炉格納容器を備えた沸騰水型原子炉の原子力発電プラントに適用した例を説明した。しかし、本発明の原子炉格納容器の冷却システムは、沸騰水型、加圧水型の原子炉を問わず適用可能である。また、他の形式の原子炉格納容器を備える原子炉にも適用可能である。

例えば、原子炉格納容器内にサプレッションプールを設置していない場合でも、原子炉格納容器内の蒸気の対流により高温なった原子炉格納容器の壁面を介して外周プールに熱が伝達されるので、外周プールへの給水が持続する限り、原子炉格納容器の長期冷却が可能である。

また、原子炉格納容器がコンクリート製の場合でも、鋼製の場合より熱伝導率が低くて除熱効率が低下するが、外周プールへの給水が持続する限り、原子炉格納容器の長期冷却が可能である。

なお、上述した本発明の原子炉格納容器の冷却システムの第２の実施の形態においては、給水調整弁４０として電動弁を用いた例（図５参照）を示したが、エア駆動弁等の駆動源が異なる弁を用いることもできる。例えば、エアボンベを設置することで、エアで給水調整弁を駆動する。この場合においても、給水調整弁を水位計４１で計測された水位に基づいて開閉可能であるので、第２の実施の形態と同様な効果を得ることができる。

また、本発明は上述した第１乃至第４の実施の形態に限られるものではなく、様々な変形例が含まれる。上記した実施形態は本発明をわかり易く説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。例えば、ある実施形態の構成の一部を他の実施の形態の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施形態の構成に他の実施の形態の構成を加えることも可能である。また、各実施形態の構成の一部について、他の構成の追加、削除、置換をすることも可能である。

１ 炉心
２ 原子炉圧力容器
３ 原子炉格納容器
１１ 生体遮蔽壁（壁面部）
１２ 外周プール
１３ 排出孔
１５、５５、６５ 補給水タンク
１６、５６ 接続管
２０、４０ 給水調整弁
４１ 水位計

Claims (8)

1. 炉心を内蔵する原子炉圧力容器を格納する原子炉格納容器の冷却システムであって、
   前記原子炉格納容器の外周側に間隔を介して設けた原子炉建屋の一部としての壁面部と前記原子炉格納容器との間の空間に冷却水を貯留する外周プールと、
   前記原子炉建屋の外部であって原子力プラントの敷地内に設置され、前記外周プールに給水する補給水タンクと、
   前記外周プールと前記補給水タンクとを連通する接続管と、
   前記接続管に設けられ、前記補給水タンクから前記外周プールへの給水量を前記外周プールの水位に応じて調整する給水調整弁とを備え、
   前記補給水タンクは、外部の水源としての移動可能な補給装置が接近可能な場所に設置され、
   前記補給水タンクは、前記補給装置と接続可能な接続プラグを有する
   ことを特徴とする原子炉格納容器の冷却システム。
2. 請求項１に記載の原子炉格納容器の冷却システムにおいて、
   前記給水調整弁は、前記外周プール内に配置した前記接続管の端部に設けられた
   ことを特徴とする原子炉格納容器の冷却システム。
3. 請求項２に記載の原子炉格納容器の冷却システムにおいて、
   前記給水調整弁は、前記外周プールの水位に応じて開閉するフロート弁である
   ことを特徴とする原子炉格納容器の冷却システム。
4. 請求項２に記載の原子炉格納容器の冷却システムにおいて、
   前記外周プールに設置され、前記外周プールの水位を計測する水位計を更に備え、
   前記給水調整弁は、前記水位計で計測された水位に基づいて開閉制御される弁である
   ことを特徴とする原子炉格納容器の冷却システム。
5. 請求項４に記載の原子炉格納容器の冷却システムにおいて、
   前記給水調整弁は、バッテリで駆動可能な電動弁である
   ことを特徴とする原子炉格納容器の冷却システム。
6. 請求項４に記載の原子炉格納容器の冷却システムにおいて、
   前記給水調整弁は、エアで駆動可能な弁である
   ことを特徴とする原子炉格納容器の冷却システム。
7. 請求項１乃至６のいずれか１項に記載の原子炉格納容器の冷却システムにおいて、
   前記壁面部における所定の高さ位置に、前記外周プールの冷却水を排出可能な排出孔を設ける
   ことを特徴とする原子炉格納容器の冷却システム。
8. 請求項１乃至６のいずれか１項に記載の原子炉格納容器の冷却システムにおいて、
   前記補給水タンクは、前記外周プールより高所に配置され、
   前記補給水タンクの底面に前記接続管を接続する
   ことを特徴とした原子炉格納容器の冷却システム。

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