JP6625802B2 - 原子力発電所の放射線遮蔽冷却システム及び放射線遮蔽冷却方法 - Google Patents

Description

本発明の実施形態は、原子力発電所で用いられる各種機器の放射線遮蔽冷却システム及び放射線遮蔽冷却方法に関する。

原子力発電所や再処理施設等における格納容器や水処理施設等では、施設内のガス、ダスト又は液体に含まれる放射線量や格納容器内の水素及び酸素濃度等を測定するため、現場に試料を採取するサンプリング装置等の各種機器が設置されている。これらの機器は、各種試料をサンプリングし計測するための測定機器、ポンプ、弁及び配管等で構成されている。これらの機器が設置される環境条件は、一般に環境放射線は２０μＳｖ／ｈ以下、環境温度は１０〜４０℃である。

しかしながら、原子力発電所でシビアアクシデント（以下、「ＳＡ」という。）が発生すると、原子力発電所の想定事故として従来考えられていた冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）よりも環境温度及び環境放射線が高くなり、従来の設計基準では、測定機器による各種計測が困難となったり、機器の健全性の確保が厳しくなることが予測される。

これに対処するために、原子力発電所のＳＡ時において放射線を遮蔽する手段として、機器の周囲に型枠を設置し、ＳＡ時に液状または粒状の遮蔽材を型枠に注入することで、迅速に機器を遮蔽する遮蔽手段が提案されている（特許文献１）。

特開２０１３−１８５８２７号公報

上述したように、原子力発電所の想定事故として、従来考えられていた設計基準としての冷却材喪失事故(ＬＯＣＡ)よりもさらに厳しい重大事故(ＳＡ)を想定すると、設置環境はさらに厳しくなり、従来の設計仕様では各種機器の性能を保つことが困難となる。

例えば、原子炉建屋内において原子炉格納容器近傍に設置される機器の環境条件は、ＳＡ時において温度７０℃、積算放射線量５，０００Ｇｙとなることが想定される。この環境条件下では、計測機器等の各種機器内の内蔵部品や電子機器の標準使用上限温度及び許容放射線量を超え、計測機器等が正常に動作できなくなる可能性がある。

計測機器等の各種機器は、ＳＡ時であっても原子力発電所の内部の状況を把握するために正常に機能することが求められているが、特許文献１に示す遮蔽手段は、ＳＡ時において施設内の機器を許容放射線強度以下に遮蔽するものであるが、機器の周囲温度を低減する手段は施されておらず、機器が許容温度以上になり正常に動作しなくなる可能性がある。

本発明の実施形態は、上記課題を解決するためになされたもので、ＳＡ等の事故時において各種機器を許容温度以下に冷却するとともに、許容放射線強度以下に遮蔽する放射線遮蔽冷却システム及び放射線遮蔽冷却方法を提供することを目的とする。

上記課題を解決するために、本発明の実施形態に係る原子力発電所の放射線遮蔽冷却システムは、機器が収納される内部空間と、前記内部空間の周囲に形成され冷却水が収容される空間と、を有する水密容器と、前記水密容器に給水配管を介して冷却水を前記空間に供給する冷却水タンクと、前記水密容器の上部空間に吸引配管を介して接続される吸引ポンプと、を備えた原子力発電所の放射線遮蔽冷却システムであって、前記原子力発電所の重大事故時に、前記冷却水タンクから冷却水を前記空間に供給することで前記機器の放射線遮蔽を行うとともに、前記吸引ポンプにより前記空間の内圧を調整することで前記機器を冷却することを特徴とする。

また、本発明の実施形態に係る原子力発電所の放射線遮蔽冷却システムは、水密容器と、前記水密容器に給水配管を介して冷却水を供給する冷却水タンクと、前記水密容器の上部空間に吸引配管を介して接続される吸引ポンプと、前記水密容器に密着して配置された機器と、を備えた原子力発電所の放射線遮蔽冷却システムであって、前記原子力発電所の重大事故時に、前記冷却水タンクから冷却水を前記水密容器に供給することで前記機器の放射線遮蔽を行うとともに、前記吸引ポンプにより前記水密容器の内圧を調整することで前記機器を冷却することを特徴とする。

また、本発明の実施形態に係る原子力発電所の放射線遮蔽冷却方法は、本発明の実施形態に係る原子力発電所の放射線遮蔽冷却システムを用いた放射線遮蔽冷却方法において、前記原子力発電所の重大事故時に水密容器に冷却水を給水することで、原子力発電所施設内の各種機器の放射線遮蔽及び冷却を行うことを特徴とする。

本発明の実施形態によれば、ＳＡ等の事故時において各種機器を許容温度以下に冷却するとともに、許容放射線強度以下に遮蔽することができる。

第１の実施形態に係る放射線遮蔽冷却システムの構成図。 第２の実施形態に係る放射線遮蔽冷却システムの構成図。 第３の実施形態に係る放射線遮蔽冷却システムの構成図。 第４の実施形態に係る放射線遮蔽冷却システムの構成図。 第５の実施形態に係る放射線遮蔽冷却システムの構成図。 第６の実施形態に係る放射線遮蔽冷却システムの構成図。

以下、本発明に係る放射線遮蔽冷却システム及び放射線遮蔽冷却方法の実施形態を、図を参照して説明する。

［第１の実施形態］
第１の実施形態に放射線遮蔽冷却システム及び放射線遮蔽冷却方法を図１により説明する。
（構成）
図１は第１の実施形態に係る放射線遮蔽冷却システムの全体構成図であり、内部に機器２が収納される内部空間８を有する水密容器１と、吸引配管５ａを介して水密容器１の上部空間７に接続され、水密容器１の内圧を調整する吸引ポンプ４と、給水配管５ｂ及び制御弁１３を介して水密容器１に冷却水３を供給する冷却水タンク６と、から構成される。

機器２は原子力発電所の建屋１５の内部又は格納容器内に配置されている例えば測定機器、ポンプ、弁及び配管等からなる各種機器であり、ＳＡ時に許容値以下に放射線遮蔽及び冷却する必要があるものである。吸引ポンプ４及び冷却水タンク６は原子力発電所の建屋１５の外部に設置される。

（作用）
このように構成された放射線遮蔽システムにおいて、ＳＡが発生し機器２を許容値以下まで放射線遮蔽及び冷却する必要が生じた場合、建屋１５の外部に設置された冷却水タンク６から冷却水３を水密容器１に供給し、内部空間８の周囲を取り囲む冷却水３によって機器２の放射線遮蔽及び冷却を行う。

その際、機器２の冷却は、水密容器１内の冷却水３の気化による蒸発熱によって行われるとともに、吸引ポンプ４によって水密容器１の上部空間７の内圧を調整することで冷却能力を調整する。例えば、水密容器１の内圧を減少させれば、冷却水の蒸発量が増加し、冷却能力が向上する。なお、吸引配管５ａに吸引量を調整するための制御弁を設けてもよい（図示せず）。
また、蒸発より水密容器１内の冷却水３が減少すれば冷却水タンク６から給水配管５ｂを介して冷却水３を補給する。

（具体例）
具体例を説明すると、ＳＡ時の環境放射線量は約５，０００Ｇｙであり、水密容器１内の環境放射線量を従来の許容放射線量である５００Ｇｙまで減衰させるためには、水密容器１の約１，０００ｍｍの厚みが必要となる。そのため、例えば機器２の大きさ（縦、横、高さ）が２，０００ｍｍ×１，０００ｍｍ×２，０００ｍｍの場合、水密容器１の大きさは最低でも４，０００ｍｍ×３，０００ｍｍ×４，０００ｍｍとなる。

また、水密容器１の内圧を減圧し、雰囲気温度を４０℃にするためには、水密容器１内の圧力を約７．５ｋＰａまで下げる必要がある。この圧力に減圧した際の蒸発熱Ｑ’は、約２，４０００ｋＪ／ｋｇである。また、水密容器１の外部の環境温度が１７０℃、水密容器１が受熱する外部表面積Ａが８０ｍ²、熱伝達率Ｋが０．５Ｗ／ｍ²とした場合、外部から水密容器１が受熱する熱伝達量Ｑ’’は、式Ｑ’’＝Ｋ×Ａ×Δｔより、Ｑ’＝１．２ｋＷ（＝ｋＪ／ｓ）となる。水密容器１内の雰囲気温度が４０℃のときの蒸発熱Ｑ’を２，４００ｋＪ／ｋｇとすると、蒸気量ａは、ａ＝Ｑ’’/Ｑ’より、５．０×１０^-4ｋｇ／ｓとなる。４０℃のときの飽和蒸気の比体積ｂは１９．５ｍ³／ｋｇであるので、飽和蒸気量ａ’は、ａ’＝ａ×ｂ＝５．０×１０^-4ｋｇ／ｓ×１９．５ｍ³／ｋｇ×１０３ｌ／ｍ³ ＝９．７５ｌ／ｓ＝５８５ｌ／ｍｉｎとなり、この蒸気量を排気できる吸引ポンプ４を設置することで気化冷却が可能となる。

このように、本実施形態では、建屋１５外の安全な環境に吸引ポンプ４、冷却水タンク６を設置し、事故時にのみ冷却水３を気密保持された水密容器１に供給し、水密容器１の内圧を減圧することで水の蒸発熱で機器２を冷却し、水密容器１内の内部空間８の温度及び放射線強度を許容値以下に保持することができる。また、蒸発により減少した冷却水３を補うために、必要時に冷却水タンク６から水密容器１に冷却水３を供給することで遮蔽効果及び冷却効果を維持させることができる。

（効果）
本実施形態によれば、気密保持された水密容器１内の冷却水３及びその蒸発熱により機器２を効率的に冷却及び放射線遮蔽を行うことが可能となる。また、加熱された冷却水３を冷却するための大型の熱交換器等が不用となるので、設備の簡素化、小型化を図ることができるとともに、水資源の消費を抑制することができる。

［第２の実施形態］
第２の実施形態に係る放射線遮蔽冷却システム及び放射線遮蔽冷却方法を図２により説明する。
本実施形態では、水密容器１を複数並列に連設して、複数の機器２をそれぞれ各水密容器１ａ〜１ｃ内に配置する。具体例として、サンプリング用の電磁弁２ａ、圧力・流量計２ｂ、吸引ポンプ２ｃを、それぞれ水密容器１ａ、１ｂ、１ｃ内に設置する例について説明する。

これらの機器２ａ〜２ｃは、その装置構成、使用材料等に応じて許容放射線レベル及び許容温度レベルがそれぞれ異なる場合がある。本実施形態では、それぞれの許容レベルに応じて水密容器１ａ〜１ｃの大きさを変更し、冷却水消費の削減と設置スペースの効率化を図っている。各水密容器１ａ〜１ｃは、図２に示すように、下部がそれぞれ連通管１４で接続されるとともに、吸引ポンプ４からの吸引配管５ａは分岐して各水密容器１ａ〜１ｃに接続される。また、給水配管５ｂは一つの水密容器、本実施形態では水密容器１ｃに接続される。

また、複数の水密容器１を連接して配置する場合、相互に隣接する水密容器１の側壁の厚みをそれぞれ小さくすることが可能となるので、水密容器１ａ〜１ｃの小型化、冷却水量の削減及び省スペース化を図ることができる。

（変形例）
図２に示す例では、複数の水密容器１ａ〜１ｂを連通管１４で連結しているが、各水密容器の冷却能力を個別に制御可能とするために、連通管１４を省略し、給水配管５ｂを分岐させて各水密容器１ａ〜１ｃにそれぞれ制御弁１３を介して接続するようにし、また、吸引ポンプ４に接続される吸引配管５ａも分岐させて、それぞれ制御弁を設け、個別に冷却能力を調整可能にしてもよい（図示せず）。

本実施形態によれば、上記第１の実施形態と同様な作用効果を奏するほか、複数の機器２を個々に水密容器１に収容することで、各機器２のサイズ、許容放射線強度及び許容温度に応じて水密容器１の大きさを変更することが可能となるとともに、複数の機器２の冷却及び放射線遮蔽を個別に制御可能となるので、使用冷却水量及び消費電力の削減、及び省スペース化を図ることができる。

［第３の実施形態］
第３の実施形態に係る放射線遮蔽冷却システム及び放射線遮蔽冷却方法を図３により説明する。
各種機器２のうち、例えば放射線検出器等の測定用の機器は、その機能を果たすために、水密容器１内に設置できない。

本実施形態では、図３に示すように、測定用の機器２ｄを、例えば水密容器１ｄの下面に密着して設置し、機器２ｄを許容値以下に冷却する。機器２ｄ及び水密容器１ｄの密着部の材料はそれぞれ高伝熱特性の材料を用いることが望ましい。また、放射線遮蔽のために、水密容器１ｄを格納容器等の放射線発生源側に配置することが望ましい。

なお、水密容器１のサイズは機器２ｄの大きさに応じて適宜変更可能であり、また、機器２ｄの周囲に複数密着して設置してもよい。水密容器１の冷却機能は上記実施形態と同様である。

本実施形態によれば、機能上、水密容器１内に収納できない測定用の機器２ｄを、水密容器１に密着するように固定することで、機器２ｄを許容温度以下に保持することができる。また、機器２ｄの大きさに合わせて水密容器１を小さくできるので、ポンプの小型化、省エネ化を図ることができる。

［第４の実施形態］
第４の実施形態に係る放射線遮蔽冷却システム及び放射線遮蔽冷却方法を図４により説明する。
本実施形態では、図４に示すように、吸引ポンプ４と冷却水タンク６の間に熱交換器９を配置する構成としている。

水密容器１において吸引ポンプ４により減圧され気化した蒸気は、吸引配管５ａを介して吸引ポンプ４により吸引され、熱交換器９で凝縮され、冷却水３として冷却水タンク６に再循環される。

本実施形態によれば、気化した蒸気を冷却水３として循環させ再利用することで、水資源を有効活用することができる。これにより、冷却水の補給が困難な場合でも、水密容器１の冷却機能を維持することが可能となる。

［第５の実施形態］
第５の実施形態に係る放射線遮蔽冷却システム及び放射線遮蔽冷却方法を図５により説明する。
本実施形態では、図５に示すように、上記実施形態で説明した吸引ポンプ４及び冷却水タンク６を移動車１０に搭載した構成としている。

ＳＡ時に原子力発電所の電源や給水機能が喪失したとしても、吸引ポンプ４、冷却水タンク６及び必要な電源等を搭載した移動車１０を現場に近接させ、水密容器１に接続することで、各種機器２の冷却及び放射線遮蔽を継続することができる。
なお、移動車１０に熱交換器９を搭載してもよいことはもちろんである。

［第６の実施形態］
第６の実施形態に係る放射線遮蔽冷却システム及び放射線遮蔽冷却方法を図６により説明する。
本実施形態では、図６に示すように、第４の実施形態の吸引ポンプ４と熱交換器９との間に排気ポンプ１１を設けた構成としている。

吸引ポンプ４と排気ポンプ１１として、ダイヤフラムポンプ又はピストンポンプが用いられ、それぞれに加熱装置１２が付設されている。

第４の実施形態では、吸引ポンプ４の周囲温度は常温であるため、水密容器１から吸引した蒸気は吸引ポンプ４で液化又は気液混合状態となる。このような状態の蒸気を気体用ポンプで移送循環させることは困難であるため、本実施形態では、吸引ポンプ４と排気ポンプ１１として、ダイヤフラムポンプ又はピストンポンプを用い、かつ、各ポンプヘッドの周囲に加熱装置１２を付設する。

具体例を説明すると、水密容器１は吸引ポンプ４により７．５ｋＰａに減圧され、図６に示すように、気化した蒸気は吸引ポンプ４に吸引された後、排気ポンプ１１により蒸気が排出される。その際、吸引ポンプ４と排気ポンプ１１のポンプヘッドは加熱装置１２により加熱されているので、蒸気は気化状態に維持される。この気化状態の蒸気は、熱交換器９で冷却され、凝縮した蒸気は冷却水３として冷却水タンク６に再循環される。

加熱装置１２は、例えば、各ポンプの圧縮時の圧力（吐出圧）が０．２ＭＰａのとき、飽和蒸気温度は約１２０℃であることから、ポンプヘッドを１３０℃以上に加熱する。

本実施形態によれば、気化した蒸気を加熱装置１２が付設された吸引ポンプ４及び排気ポンプ１１により気化状態で循環させ、熱交換器９で冷却し冷却水として再利用するため、水資源を有効活用することができる。また、冷却水の補給が困難な場合でも、水密容器１の冷却機能を維持することが可能となる。

以上、本発明の実施形態を説明したが、この実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。この新規な実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、組み合わせ、置き換え、変更を行うことができる。この実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれるとともに、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれる。

１、１ａ〜１ｄ…水密容器、２、２ａ〜２ｄ…機器、３…冷却水、４…吸引ポンプ、５ａ…吸引配管、５ｂ…給水配管、６…冷却水タンク、７…上部空間、８…内部空間、９…熱交換器、１０…移動車、１１…排気ポンプ、１２…加熱装置、１３…制御弁、１４…連通管、１５…建屋

Claims (10)

1. 機器が収納される内部空間と、前記内部空間の周囲に形成され冷却水が収容される空間と、を有する水密容器と、前記水密容器に給水配管を介して冷却水を前記空間に供給する冷却水タンクと、前記水密容器の上部空間に吸引配管を介して接続される吸引ポンプと、を備えた原子力発電所の放射線遮蔽冷却システムであって、
   前記原子力発電所の重大事故時に、前記冷却水タンクから冷却水を前記空間に供給することで前記機器の放射線遮蔽を行うとともに、前記吸引ポンプにより前記空間の内圧を調整することで前記機器を冷却することを特徴とする原子力発電所の放射線遮蔽冷却システム。
2. 前記水密容器を並列に連設したことを特徴とする請求項１記載の原子力発電所の放射線遮蔽冷却システム。
3. 前記吸引ポンプと冷却水タンクを配管で接続し、当該配管に熱交換器を設けたことを特徴とする請求項１又は２記載の原子力発電所の放射線遮蔽冷却システム。
4. 前記吸引ポンプの下流に排気ポンプを設け、前記排気ポンプと冷却水タンクを配管で接続し、当該配管に熱交換器を設けたことを特徴とする請求項１又は２記載の原子力発電所の放射線遮蔽冷却システム。
5. 前記吸引ポンプ及び排気ポンプはダイヤフラムポンプ又はピストンポンプであることを特徴とする請求項４記載の原子力発電所の放射線遮蔽冷却システム。
6. 前記ダイヤフラムポンプ又はピストンポンプに加熱装置を付設したことを特徴とする請求項５記載の原子力発電所の放射線遮蔽冷却システム。
7. 前記吸引配管及び／又は給水配管に制御弁を設けたことを特徴とする請求項１乃至６のいずれか１項に記載の原子力発電所の放射線遮蔽冷却システム。
8. 水密容器と、前記水密容器に給水配管を介して冷却水を供給する冷却水タンクと、前記水密容器の上部空間に吸引配管を介して接続される吸引ポンプと、前記水密容器に密着して配置された機器と、を備えた原子力発電所の放射線遮蔽冷却システムであって、
   前記原子力発電所の重大事故時に、前記冷却水タンクから冷却水を前記水密容器に供給することで前記機器の放射線遮蔽を行うとともに、前記吸引ポンプにより前記水密容器の内圧を調整することで前記機器を冷却することを特徴とする原子力発電所の放射線遮蔽冷却システム。
9. 前記吸引ポンプと冷却水タンクを移動車に搭載したことを特徴とする請求項１乃至８のいずれか１項に記載の原子力発電所の放射線遮蔽冷却システム。
10. 請求項１乃至９のいずれか１項に記載の放射線遮蔽冷却システムを用いた原子力発電所の放射線遮蔽冷却方法において、前記原子力発電所の重大事故時に水密容器に冷却水を給水することで、原子力発電所施設内の各種機器の放射線遮蔽及び冷却を行うことを特徴とする原子力発電所の放射線遮蔽冷却方法。
    

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