JP6716479B2 - 非常用炉心冷却系およびそれを用いた沸騰水型原子力プラント - Google Patents

Description

本発明の実施形態は沸騰水型原子力プラント（ＢＷＲ）の非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）に関する。

原子力プラントの安全系において、動的安全系と静的安全系の両方を具備する安全系をハイブリッド安全系と言う。動的安全系を具備する動的安全区分の数が３個の例（特許文献１を参照）について、図１２に基づいて説明する。

ここで、原子力プラント内で安全上想定される万一の火災や溢水等の事故に対して物理的な分離壁により区画され、他の区画内で発生した事象の影響が及ばないように設計された安全設計上の空間領域を安全区分と呼ぶ。また、動的安全系のみを備えている安全区分を動的安全区分と呼び、静的安全系を備えている安全区分を静的安全区分と呼ぶ。

（図１２に関連する説明）
図１２において、それぞれの動的安全区分は、高圧炉心冷却系（ＨＰＣＦ；ｈｉｇｈ ｐｒｅｓｓｕｒｅ ｃｏｒｅ ｆｌｏｏｄｅｒ ｓｙｓｔｅｍ）１と、残留熱除去系（ＲＨＲ）３と共用される低圧炉心冷却系（ＬＰＦＬ；ｌｏｗ ｐｒｅｓｓｕｒｅ ｆｌｏｏｄｅｒ ｓｙｓｔｅｍ）２と、これらの動的安全系に電源を供給する非常用ディーゼル発電機（ＥＤＧ）４ｄとを具備している。非常用ディーゼル発電機（ＥＤＧ）４ｄは原子炉補機冷却系（ＲＣＷ）および原子炉補機海水冷却系（ＲＳＷ）によって冷却される。残留熱除去系３の数は３個である。残留熱除去系３も原子炉補機冷却系（ＲＣＷ）および原子炉補機海水冷却系（ＲＳＷ）によって冷却される。静的安全区分の数は１個で、アイソレーション・コンデンサー（ＩＣ）５と静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）７とを具備している。

高圧炉心冷却系１は、原子炉圧力容器の圧力が通常運転時の圧力に余裕を持った高圧（例えば、９ＭＰａ）の状態で炉心に注水可能な高圧注水系の一つである。また低圧炉心冷却系２は原子炉圧力容器の圧力が通常運転時の圧力よりも低い圧力（例えば、２ＭＰａ）の状態でのみ炉心に注水可能な低圧注水系の一つである。

各動的安全区分の高圧炉心冷却系１と低圧炉心冷却系２はそれぞれ、設計基準事故（ＤＢＡ）の冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）時に炉心を冷却するために必要な１００％以上の容量を有している。また、各動的安全区分の残留熱除去系３はそれぞれ、設計基準事故の冷却材喪失事故時に原子炉格納容器を冷却するために必要な１００％以上の容量を有している。

また、図示していないが、原子炉の減圧手段として、別途、自動減圧系（ＡＤＳ）が設置されている。自動減圧系は、小口径配管破断事故時等に複数の逃がし安全弁を自動的に開にして原子炉の減圧を行う装置であり、従来の沸騰水型原子炉に共通して設置されている。

動的安全区分と残留熱除去系３の数はそれぞれ３個である。そのため、第１の動的安全区分の高圧炉心冷却系１の注入配管が破断する冷却材喪失事故が発生した際に、第２の動的安全区分の非常用ディーゼル発電機４ｄに単一故障を想定し、第３の動的安全区分の非常用ディーゼル発電機４ｄにオンラインメンテナンスを想定しても、第１の動的安全区分の低圧炉心冷却系２によって炉心の冷却を行い、同時に残留熱除去系３によって原子炉格納容器の冷却を行うことができる。このように単一故障とオンラインメンテナンスによって動的安全区分の内２個が喪失しても安全性を維持できる性能をＮ−２と呼んでいる。

このＮ−２の性能を達成するため、この図１２の例では、動的安全系の数は６個となり、残留熱除去系３の数は３個となっている。ちなみに、単一故障によって動的安全区分の内１個が喪失しても安全性を維持できる性能をＮ−１と呼んでいる。

残留熱除去系３は、特許文献２に示すように、その２次系として原子炉補機冷却系（ＲＣＷ；ｒｅａｃｔｏｒ ｃｏｏｌａｎｔ ｗａｔｅｒ ｓｙｓｔｅｍ）と原子炉補機海水冷却系（ＲＳＷ；ｒｅａｃｔｏｒ ｓｅａ ｗａｔｅｒ ｓｙｓｔｅｍ）が必要になり、電動ポンプや配管などの構成機器が多くなる。原子炉補機冷却系には電動ポンプが２個必要であり、同じく、原子炉補機海水冷却系にも電動ポンプが２個必要である。したがって、この例では、非常用炉心冷却系の電動ポンプの数は６個であるが、２次系の電動ポンプの数は１２個になっている。しかし、このように残留熱除去系３の系統数を３個に増大させても、同一の動的システムの共通原因故障の問題があるので、信頼性は系統数に比例して上昇しないという課題があった。

また、福島第一原子力発電所の事故のように、津波で原子炉補機冷却系や原子炉補機海水冷却系の全系統が水没して使用不可能になると、その一次系の残留熱除去系３も全て機能喪失するという課題があった。

また、ポンプ単体の冷却はエアフィンクーラー（ＡＦＣ）を用いて空冷で実施する方法も一般に良く知られている。しかし、ポンプの台数が多数であり、残留熱除去系３の熱交換器の冷却を同時に行う場合には、原子炉補機冷却系や原子炉補機海水冷却系を用いて水冷で実施する必要があった。

次に、従来の静的格納容器冷却系について、図１３から図１６に基づいて説明する。

（図１３に関連する説明）
図１３は、従来の静的格納容器冷却系の構成の例を示す立断面図である。図１３において、炉心１０１は原子炉圧力容器（ＲＰＶ）１０２の内部に収納されている。原子炉圧力容器１０２は原子炉格納容器３０内に収納されている。原子炉格納容器３０は円筒形状をしている（図１４を参照。）。

原子炉格納容器３０の内部は、原子炉圧力容器１０２を収納するドライウェル４０と、ウェットウェル５０とに区分けされており、ドライウェル４０とウェットウェル５０とは原子炉格納容器３０の一部を構成する。ウェットウェル５０の内部には圧力抑制プール６０が形成されている。圧力抑制プール６０の上方にはウェットウェル気相部７０が形成されている。ドライウェル４０とウェットウェル５０の外壁部は、一体化して原子炉格納容器３０の円筒状の外壁部を構成している。ドライウェル４０の天井部は平板になっており、この部分をドライウェル４０のトップスラブ４０ａと呼ぶ。

原子炉格納容器３０の雰囲気は、沸騰水型軽水炉の場合には、窒素により置換され酸素濃度を低く制限されている。

原子炉格納容器３０は、一般にその材質により、鋼製原子炉格納容器、鉄筋コンクリート製原子炉格納容器（ＲＣＣＶ）、プレストレスコンクリート製原子炉格納容器（ＰＣＣＶ）、スチール・コンクリート複合構造（ＳＣ造）原子炉格納容器（ＳＣＣＶ）など様々のものがある。ＲＣＣＶとＰＣＣＶの場合には、内面に鋼製ライナが張られている。図１３ではＲＣＣＶの例を示している。図１４に示すように、ＲＣＣＶは外壁部分は円筒形状をしている。ＡＢＷＲに使用されているＲＣＣＶの設計圧力は３１０ｋＰａ（ゲージ圧）である。

原子炉圧力容器１０２は、ＲＰＶスカート９２およびＲＰＶサポート９３を介して、円筒状のペデスタル９１により支持されている。ペデスタル９１は、鋼製、コンクリート製、両者の複合構造等がある。ドライウェル４０のうち、原子炉圧力容器１０２の下方であってペデスタル９１の円筒状の壁により囲まれるペデスタル９１の内側の空間を、ペデスタルキャビティ９１ａという。ＡＢＷＲ（改良型沸騰水型軽水炉）のＲＣＣＶの場合は、ペデスタル９１の円筒状の壁はウェットウェル５０とドライウェル４０の境界の壁を形成していて、特にこの空間を下部ドライウェル４０ｂと呼んでいる。

原子炉圧力容器１０２の上方に原子炉格納容器上蓋１１０が配置されている。

ドライウェル４０と圧力抑制プール６０は、ＬＯＣＡベント管８０により連結されている。ＬＯＣＡベント管８０は、たとえば１０本など複数個設置されるが、図１３では２本のみを表示している（図１４を参照）。また、ＲＣＣＶの場合は、ＬＯＣＡベント管８０はペデスタル９１の円筒状の壁の内部を通って設置されている。そのためＲＣＣＶの場合は、このペデスタル９１の円筒状の壁をベント壁とも言う。ベント壁は、厚さが約１．７ｍの鉄筋コンクリート製で内側と外側の表面は鋼製である。ＬＯＣＡベント管８０とペデスタル９１は原子炉格納容器３０の一部を構成する。

ウェットウェル気相部７０内のガスをドライウェル４０内に還流する目的で、真空破壊弁９０が設けられている。真空破壊弁９０は、たとえば８個など複数個設置されるが、図１３では１個のみを表示している。真空破壊弁９０は、図１３に示すようにウェットウェル５０の天井に設ける方法のほかに、ウェットウェル５０の壁面に設ける方法やＬＯＣＡベント管８０に設ける方法もある。真空破壊弁９０は、ウェットウェル５０内の圧力がドライウェル４０内の圧力よりも高くなり、その差圧が設定圧力を超えると作動して開く。真空破壊弁９０の設定圧は、たとえば約２ｐｓｉ（約１３．７９ｋＰａ）である。真空破壊弁９０は、原子炉格納容器３０の一部を構成する。

原子炉格納容器３０の外部に、静的格納容器冷却系１２の冷却水プール１３が設けられ、内部に冷却水１４が蓄えられている。図１３では冷却水プール１３はタンク型の例を示しているがプール型のものもある。プール型の場合も上部は上蓋で覆われている。

冷却水プール１３の水面の上方の気相部から、環境に蒸気を放出する排気口１５が設けられている。排気口１５の出口には虫よけのスクリーンが設けられることがある。冷却水プール１３の位置は、一般に原子炉格納容器３０の上部に設けられているが、原子炉格納容器３０の横に設けることもできる。

冷却水プール１３の内部には、冷却水１４に少なくとも一部が水没するように、熱交換器１６が設置されている。熱交換器１６は複数個設置される場合が多いが、図１３では１基のみを表示してある。熱交換器１６は、入口プレナム１７、出口プレナム１８および伝熱管１９を有する（図１５参照）。図１３では、伝熱管１９のみが冷却水プール１３の内部に設置され、入口プレナム１７と出口プレナム１８（図１５）は冷却水プール１３の外部に突出している例を示しているが、この例には限定されない。たとえば、熱交換器１６全体が、入口プレナム１７と出口プレナム１８を含めて冷却水プール１３の内部に設置される例もある。

入口プレナム１７には、ドライウェル４０内のガスを供給するドライウェルガス供給配管２０が接続されている。ドライウェルガス供給配管２０の一端はドライウェル４０に接続されている。

出口プレナム１８には凝縮水戻り配管２１とガスベント配管２２が接続されている。凝縮水戻り配管２１の一端は原子炉格納容器３０の内部に接続されている。図１３では一例として凝縮水戻り配管２１の一端がＬＯＣＡベント管８０の内部に導かれているが、この例には限定されず、ドライウェル４０の内部に導く例や圧力抑制プール６０に導く例もある。ガスベント配管２２は、その一端がウェットウェル５０の内部に導かれ、圧力抑制プール６０内に水没するように設置されている。ガスベント配管２２の圧力抑制プール６０内の水没水深は、ＬＯＣＡベント管８０の圧力抑制プール６０内の開口部の最上端の水没水深よりも浅くなるように設置される。

（図１５に関連する説明）
図１５は、従来の静的格納容器冷却系の熱交換器の例を示す立断面図である。図１５により、従来の静的格納容器冷却系１２の熱交換器１６の構造について横型熱交換器の例で説明する。

図１５おいて、出口プレナム１８は、入口プレナム１７の下方に設けられている。多数のＵ字型の伝熱管１９が管板２３に接続し、伝熱管１９の直管部が水平に設置されている。図１５では簡略化して、多数の伝熱管１９のうちの２本のみを表示している。伝熱管１９の外側には冷却水１４（図１３参照）が満たされている。伝熱管１９の入口は、入口プレナム１７に開口している。また、伝熱管１９の出口は出口プレナム１８に開口している。

入口プレナム１７にはドライウェルガス供給配管２０が接続し、ドライウェル４０内の窒素、水素、水蒸気等の混合ガスを入口プレナム１７に供給する。この混合ガスは伝熱管１９内に導かれ、水蒸気は凝縮して凝縮水となり、伝熱管１９の出口から出口プレナム１８内に流出し、出口プレナム１８内の下部に溜まる。

出口プレナム１８の下部には、凝縮水戻り配管２１が接続されていて、出口プレナム１８内の凝縮水を、重力により原子炉格納容器３０の内部に還流する。また、出口プレナム１８の上部には、ガスベント配管２２が接続されている。伝熱管１９内で凝縮しない窒素、水素等の非凝縮性ガスは、伝熱管１９から排出され出口プレナム１８の上部に溜まる。

ガスベント配管２２の先端は、圧力抑制プール６０に導かれていて、出口プレナム１８内の非凝縮性ガスは、ガスベント配管２２を通り圧力抑制プール６０内のプール水を押し下げてプール水中にベントされた後、ウェットウェル気相部７０に移行する。このガスベント配管２２による非凝縮性ガスのベントは、ドライウェル４０内の圧力がウェットウェル気相部７０内の圧力より高く維持されている場合にその差圧によって静的に行われる。圧力抑制プール６０内のプール水が沸騰していない状態では、ドライウェル４０内に発生している事故時の蒸気の圧力により、ドライウェル４０内の圧力はウェットウェル気相部７０の圧力よりも高く維持されている。

このドライウェル４０とウェットウェル気相部７０との差圧が維持されていないと、従来の静的格納容器冷却系１２では、非凝縮性ガスの排出ができなくなり、静的格納容器冷却系１２の機能が喪失される。非凝縮性ガスが伝熱管１９の内部に滞留して、ドライウェルガス供給配管２０から供給されるドライウェル４０内の蒸気を伝熱管１９の内部に導くことができなくなるためである。したがって、従来の静的格納容器冷却系１２が機能するためには、ドライウェル４０の圧力がウェットウェル気相部７０の圧力よりも高く維持されていて、伝熱管１９内の非凝縮性ガスがガスベント配管２２によってウェットウェル気相部７０に排出されることが必要である。

なお、伝熱管１９の形状はＵ字型に限定されない。鉛直方向に直管部のある伝熱管１９を、縦型に設置する構造のものもある。入口プレナム１７は、必ず出口プレナム１８よりも上に位置する。これにより伝熱管１９内で凝縮した凝縮水を重力により出口プレナム１８に導く。横型の利点は耐震性に優れていることと、冷却水１４の有効活用ができることである。一方、縦型の利点は凝縮水の排出性が良いことである。

（図１６に関連する説明）
次に、従来の静的格納容器冷却系１２の冷却材喪失事故時の機能について図１６に基づいて説明する。図１６に、冷却材喪失事故時に、動的安全系による原子炉への注水を継続しつつ従来の静的格納容器冷却系を使用して原子炉格納容器の冷却を行った場合の、原子炉格納容器の圧力の解析結果を示す。静的格納容器冷却系により多くの蒸気を供給するため、減圧弁（ＤＰＶ）（図示せず。）を作動させている。減圧弁は、本来は、強制的に開口部を作り原子炉圧力容器内の蒸気をドライウェル４０内に放出し原子炉圧力容器１０２を減圧するためのものである。減圧弁はＥＳＢＷＲ（高経済性単純化沸騰水型原子炉）において採用されている。ここでの評価プラントは１３５万ｋＷｅクラスのＡＢＷＲで冷却材喪失事故時に原子炉に１系統の低圧炉心冷却系で注水している条件である。

ＡＢＷＲの原子炉格納容器の設計圧力（１Ｐｄ）は４１０ｋＰａ（絶対圧力）である。設計基準事故の冷却材喪失事故の場合には原子炉格納容器の圧力はこの設計圧力（１Ｐｄ）を下回る必要がある。しかし、図１６に示すように、原子炉格納容器の圧力は、約１２時間後に設計圧力（１Ｐｄ）に達し、その後も上昇を続けて約３０時間後に設計圧力（１Ｐｄ）の２倍（２Ｐｄ）に達する。図１６ではその時点で原子炉格納容器ベントを作動させて、原子炉格納容器の減圧を実施している。原子炉格納容器ベントを作動させない場合は原子炉格納容器は破損する恐れがある。

このケースでは、動的安全系の低圧炉心冷却系２による原子炉への注水が行われているため、原子炉圧力容器１０２内には冷却水１０３が補給され、炉心１０１の健全性は維持されている。炉心１０１から発生する崩壊熱は、冷却水１０３に移行し冷却水１０３を高温化する（図１３参照）。冷却水１０３による冷却が十分に行われると、破断口１０４から発生する蒸気の量は抑制され、破断口１０４からは主に高温の冷却水１０３が破断流となって流出するようになる。

減圧弁からは蒸気が放出され、静的格納容器冷却系１２によって凝縮されるが、その量は崩壊熱の一部に限定される。崩壊熱の多くは高温の冷却水１０３に移行し、冷却水１０３は、破断口１０４からドライウェル４０内に流出する。その流出水は、ＬＯＣＡベント管８０から圧力抑制プール６０に還流する。高温の冷却水が流入することにより、崩壊熱の多くは圧力抑制プール６０のプール水に伝達される。圧力抑制プール６０のプール水は、このようにして、動的安全系である低圧炉心冷却系２によって、炉心１０１の冷却に再循環モードで使用される。その結果、高温水によって伝達された崩壊熱によって圧力抑制プール６０のプール水が高温化して数時間で沸騰開始する。

ウェットウェル気相部７０に発生する蒸気の飽和蒸気圧によって、ウェットウェル５０の圧力が時間とともに上昇する。ドライウェル４０の圧力も、これに伴って上昇する。減圧弁を作動させているため、ドライウェル４０内に放出される蒸気の圧力により、ドライウェル４０の圧力はウェットウェル５０の圧力よりも常に高く維持される。このためウェットウェル５０の圧力上昇に伴いドライウェル４０も圧力上昇する。図１６はドライウェル４０の圧力を示している。静的格納容器冷却系１２は機能しているが、崩壊熱分の蒸気が静的格納容器冷却系１２に供給されないため、ドライウェル４０の圧力は上昇してしまう。

一方、減圧弁を作動させない場合は、ウェットウェル気相部７０内の圧力が、静的格納容器冷却系１２で減圧されているドライウェル４０内の圧力を上回り、ウェットウェル気相部７０内の窒素が真空破壊弁９０からドライウェル４０に還流する。この窒素はもともとは通常運転中にドライウェル４０内に存在していたものであり、冷却材喪失事故時のブローダウン現象により蒸気とともに全てＬＯＣＡベント管８０からウェットウェル５０に排出されウェットウェル気相部７０に閉じ込められていたものである。その結果、ドライウェル４０内は蒸気によってほぼ占められていて、従来の静的格納容器冷却系１２によって効率的に蒸気が吸引され凝縮されていた。

しかし、真空破壊弁９０からウェットウェル気相部７０内に閉じ込められていた窒素がドライウェル４０内に還流すると、窒素は、ドライウェル４０内の蒸気とともにドライウェルガス供給配管２０より熱交換器１６に吸引される。蒸気は熱交換器１６内で冷却されて凝縮する。一方、熱交換器１６内に吸引された窒素は、凝縮されずに熱交換器１６内に滞留する。

熱交換器１６内に窒素が充満した時点で蒸気の吸引ができなくなり、従来の静的格納容器冷却系１２は蒸気の凝縮機能を喪失する。この場合は、静的格納容器冷却系１２は全く機能していない。その結果、原子炉格納容器３０の圧力はより早く上昇する。熱交換器１６内に充満した窒素を排出しない限り、従来の静的格納容器冷却系１２が冷却機能を回復することはできない。圧力抑制プール６０のプール水が沸騰している状況では、ウェットウェル気相部７０内の圧力がドライウェル４０内の圧力よりも高くなるため、熱交換器１６内に充満した窒素をウェットウェル５０にガスベント配管２２でベントすることができないためである。

したがって、従来の静的格納容器冷却系１２を設置しても、動的安全系で炉心冷却を行う非常用炉心冷却系を使用する場合には、原子炉格納容器３０の冷却を行うことはできず、残留熱除去系３の共通原因故障による信頼性の低下を補うことは不可能であった。このように、ガスベント配管２２がウェットウェル５０に導かれている従来の静的格納容器冷却系１２は、冷却材喪失事故時に動的安全系による原子炉への注水が行われている状況では原子炉格納容器の冷却ができない。すなわち、従来の静的格納容器冷却系１２は、動的安全系を使用する原子炉の冷却材喪失事故時の除熱系としては使用できない。

なお、冷却材喪失事故時の炉心冷却に静的安全系の重力落下式炉心冷却系（ＤＧＣＳ）を使用する場合（例えば、ＥＳＢＷＲの場合）には、循環モードで炉内に注入される冷却水の量は、炉心の崩壊熱を除去するために必要とされる最小限の流量でしかない。そのため、補給された冷却水の全量に相当する蒸気（崩壊熱分に相当する蒸気）が破断口および減圧弁から放出される。そのため、静的格納容器冷却系に崩壊熱分の蒸気が供給され、原子炉格納容器の冷却を従来の静的格納容器冷却系で行うことが可能である。

（図１７に関連する説明）
次に、図１７に基づいて、従来の動的安全ＢＷＲの代表例であるＡＢＷＲの非常用炉心冷却系の構成について説明する。

図１７において、従来のＡＢＷＲの非常用炉心冷却系は３個の動的安全区分から構成されている。それぞれの動的安全区分は、残留熱除去系（ＲＨＲ）３と共用される低圧炉心冷却系（ＬＰＦＬ）２と、これらの動的安全系に電源を供給する非常用ディーゼル発電機（ＥＤＧ）４ｄとを具備している。残留熱除去系３は原子炉補機冷却系（ＲＣＷ）および原子炉補機海水冷却系（ＲＳＷ）によって冷却される。非常用ディーゼル発電機（ＥＤＧ）４ｄも原子炉補機冷却系（ＲＣＷ）および原子炉補機海水冷却系（ＲＳＷ）によって冷却される。さらに、第１の安全区分にはタービン駆動の原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）１１が設けられている。原子炉隔離時冷却系１１は、原子炉の蒸気を動力源として作動するので、作動に非常用ディーゼル発電機４ｄを必要としない。また、原子炉補機冷却系による冷却も必要としないので全交流電源喪失時に炉心冷却を行うことができる。

原子炉隔離時冷却系はＡＢＷＲ以前のＢＷＲにも設置されている。ＡＢＷＲ以前のＢＷＲにおいては、原子炉隔離時冷却系は常用系であり常用系区分内に設置されている。原子炉隔離時冷却系は、原子炉が高圧の状態（例えば約９ＭＰａ）から低圧の状態（例えば、約１ＭＰａ）まで原子炉圧力容器に注水することができる。ＡＢＷＲでは、原子炉隔離時冷却系１１は非常用炉心冷却系としての機能も具備し、そのため非常用炉心冷却系の第１安全区分に設置されている。さらに、第２安全区分および第３安全区分には、それぞれ電動駆動の高圧炉心冷却系（ＨＰＣＦ）１が設置されている。

このようにＡＢＷＲの非常用炉心冷却系は、高圧系は、１系統の原子炉隔離時冷却系１１と２系統の高圧炉心冷却系１により高圧３系統構成となっている。また、低圧系も、３系統の低圧炉心冷却系２により３系統構成となっている。これによって冷却材喪失事故に炉心の冠水維持が可能になっている。

設計基準事故としての冷却材喪失事故は、例えば第２安全区分の高圧炉心冷却系１の配管破断である。その際に第３安全区分の非常用ディーゼル発電機４ｄに単一故障を想定しても、第１安全区分の原子炉隔離時冷却系１１により原子炉圧力容器１０２が高圧の状態から注水を行い、原子炉圧力容器１０２が減圧した後は、第１安全区分の低圧炉心冷却系２と第２安全区分の低圧炉心冷却系２によって注水を行うことができる。

このように原子炉圧力容器１０２が高圧の状態から原子炉隔離時冷却系１１で注水を実施することにより、炉心１０１の冠水維持が可能になっている。この場合、もし、原子炉隔離時冷却系１１による注水が行われないと、原子炉圧力容器１０２が減圧して低圧炉心冷却系２による注水が開始されるまでに時間遅れが生じて、その間に炉心１０１の上部が一部露出してしまう。ただし、そのような場合であっても燃料被覆管の最高温度は１２００℃を十分に下回る（約９００℃以下になる）ようになっている。

また、図示していないが、原子炉の減圧手段として、別途、自動減圧系（ＡＤＳ）が設置されている。自動減圧系は、小口径配管破断事故時等に複数の逃がし安全弁を自動的に開にして原子炉の減圧を行う装置であり、従来の沸騰水型原子炉に共通して設置されている。

（図１８に関連する説明）
次に、図１８に基づき従来の空冷注水系（ＡＩＳ）６について説明する。図１８において、従来の空冷注水系６は、電動ポンプ６ａと、吸い込み配管６ｃと、注入配管６ｂと、エアフィンクーラー（ＡＦＣ）６１と、循環ポンプ６５と、循環配管６６とから構成される。電動ポンプ６ａ、吸い込み配管６ｃおよび注入配管６ｂの構成は、従来の電動の動的非常用炉心冷却系の構成と同じである。

エアフィンクーラー６１は、内部に冷却水を通水したフィン付き冷却管６２ａを束ねた管束６２にファン６３で駆動した外気６８を当てて冷却を行う空冷式熱交換器である。冷却管には、除熱効率を向上させるためのフィンが設けられている。ファン６３は電動機（モーター）６４により回転させる。管束６２は支持架構６７によって支持固定されている。エアフィンクーラー６１で冷却された冷却水は、循環ポンプ６５によって循環配管６６の内部を流れ、電動ポンプ６ａの内部に導かれて電動ポンプ６ａの内部を冷却した後、再び、循環配管６６によりエアフィンクーラー６１の管束６２に導かれ冷却される。

冷却材喪失事故時には、炉心１０１が発生する崩壊熱が破断流を高温化し、さらにその破断流がＬＯＣＡベント管８０を通り圧力抑制プール６０に還流することによって、圧力抑制プール６０のプール水が高温化する。空冷注水系６は吸い込み配管６ｃから高温化したプール水を吸引して水源として使用するため、電動ポンプ６ａの内部も高温化する。そのため、摺動部であるメカニカルシール部をエアフィンクーラー６１からの冷却水で冷却する必要がある。通常の非常用炉心冷却系の電動ポンプの冷却は原子炉補機冷却系から供給される冷却水で行う。

空冷注水系６の場合は、原子炉補機冷却系の代わりにエアフィンクーラー６１を使用している。エアフィンクーラー６１は外気に直接熱を放出する空冷のため、原子炉補機冷却系の場合に必要となる原子炉補機海水冷却系が不要となる利点がある。そのため、空冷注水系６の電源は、原子炉補機冷却系による冷却が不要なガスタービン発電機を使用することが一般的である。また、同じく原子炉補機冷却系による冷却が不要な空冷ディーゼル発電機（空冷ＤＧ）が使用される場合もある。この場合、空冷ＤＧの冷却は前記エアフィンクーラー６１により行う。エアフィンクーラー６１は、外気の取り入れと排出を行うため建屋の屋上等に設置されることが多いが、外気の取り入れと排気の流路を確保して建屋の内部に設置されることもある。

特開２００８−２８１４２６号公報 特開２００５−２０１７４２号公報 特開２０１４−１００８０号公報 国際公開第２０１６／００２２２４号 特開２０１２−１１７８２１号公報

従来のハイブリッド安全系の構成では、各動的安全区分に残留熱除去系がある。しかし、残留熱除去系は、２次系として原子炉補機冷却系と原子炉補機海水冷却系が必要になり、電動ポンプや配管などの構成機器が多くなるという問題があった（特許文献２参照。）。そのため、従来の動的安全区分の数が３以上あるハイブリッド安全系の構成は、動的安全区分の数に応じて構成機器が多くなるという問題があった。

基本的に、安全性向上のためには動的安全区分の数を増していくことが望ましい。単一故障を考えると、動的安全区分の最小数は２必要である。したがって、安全性向上のため動的安全区分の数を３以上に増大すると、それだけ原子炉補機冷却系と原子炉補機海水冷却系の数も増えて機器物量が増大するという問題があった。

また、残留熱除去系の系統数を増大させても、同一の動的機器の共通原因故障によって信頼性は大きくは改善しないという問題があった。また、原子炉補機海水冷却系は巨大地震や大津波に弱く、原子炉補機海水冷却系が巨大地震や大津波で機能喪失すると残留熱除去系も機能喪失するという問題があった。

また、従来の静的格納容器冷却系は、冷却材喪失事故時には、動的な非常用炉心冷却系が作動していると原子炉格納容器の冷却ができず、残留熱除去系の共通原因故障による信頼性の限界を補うことができなかった。

そこで、本発明の実施形態は、原子力プラントにおいて、動的安全区分の数が３以上あっても、残留熱除去系と原子炉補機冷却系と原子炉補機海水冷却系による機器物量を削減しながら冷却材喪失事故時の原子炉格納容器の冷却の信頼性を向上させることを目的とする。

実施形態に係る非常用炉心冷却系は、炉心を収容する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を収納するドライウェルと、圧力抑制プールを下部に収納し上部にウェットウェル気相部を有するウェットウェルと、前記ドライウェルと前記圧力抑制プールとを連結するＬＯＣＡベント管と、前記ドライウェルと前記ウェットウェルの外部に設けられ前記ドライウェルとドライウェル共通部壁を介して隣接し前記ウェットウェルとウェットウェル共通部壁を介して隣接する外部ウェルと、前記外部ウェル内に設けられ内部に水を蓄えたスクラビング・プールと、から成る原子炉格納容器と、を有する沸騰水型原子力プラントに供する非常用炉心冷却系であって、当該非常用炉心冷却系は、それぞれに１系統のみの電動駆動の動的安全系を具備する少なくとも３個の動的安全区分と、電動駆動を必要としない静的安全系を具備する少なくとも１個の静的安全区分と、前記動的安全区分のそれぞれに設けられ前記電動駆動の動的安全系に電源を供給する非常用電源と、を有し、前記少なくとも３個の動的安全区分のうちの２個のみが、それぞれ、前記１系統のみの電動駆動の動的安全系として残留熱除去系と共用される低圧炉心冷却系を有し、前記残留熱除去系と共用される低圧炉心冷却系を有する前記２個の動的安全区分以外の残りの動的安全区分は、前記１系統のみの電動駆動の動的安全系として空冷注水系を有し、前記静的安全区分に設けられ冷却材喪失事故の際に前記空冷注水系の作動時に前記残留熱除去系の一つに単一故障を考え前記残留熱除去系の残りの一つにオンラインメンテナンスを考えても前記原子炉格納容器の冷却が可能でありN−２の安全基準を満たすことができる改良型静的格納容器冷却系を有し、前記改良型静的格納容器冷却系は、前記原子炉格納容器の外部に設置されて冷却水を貯留する冷却水プールと、入口プレナムと出口プレナムと伝熱管とを有し少なくとも一部が前記冷却水プール内の前記冷却水に水没した熱交換器と、一端が前記熱交換器の前記入口プレナムに接続され前記外部ウェル内を通りもう一端が前記原子炉格納容器の気相部に接続されて前記原子炉格納容器内のガスを前記熱交換器に導くガス供給配管と、一端が前記熱交換器の前記出口プレナムに接続され前記外部ウェル内を通りもう一端が前記原子炉格納容器内に接続されて前記熱交換器内の凝縮水を前記原子炉格納容器内に導く凝縮水戻り配管と、一端が前記熱交換器の前記出口プレナムに接続し前記外部ウェル内を通りもう一端が前記外部ウェル内の前記スクラビング・プール内に水没して設置され前記熱交換器内の非凝縮性ガスを前記外部ウェルに放出するガスベント配管と、を備えたこと、を特徴とする。

実施形態に係る沸騰水型原子力プラントは、炉心と、前記炉心を収容する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を収納するドライウェルと、圧力抑制プールを下部に収納し上部にウェットウェル気相部を有するウェットウェルと、前記ドライウェルと前記圧力抑制プールとを連結するＬＯＣＡベント管と、前記ドライウェルと前記ウェットウェルの外部に設けられ前記ドライウェルとドライウェル共通部壁を介して隣接し前記ウェットウェルとウェットウェル共通部壁を介して隣接する外部ウェルと、前記外部ウェル内に設けられ内部に水を蓄えたスクラビング・プールと、から成る原子炉格納容器と、非常用炉心冷却系と、を有する沸騰水型原子力プラントであって、前記非常用炉心冷却系は、それぞれに１系統のみの電動駆動の動的安全系を具備する少なくとも３個の動的安全区分と、電動駆動を必要としない静的安全系を具備する少なくとも１個の静的安全区分と、前記動的安全区分のそれぞれに設けられ前記電動駆動の動的安全系に電源を供給する非常用電源と、を有し、前記少なくとも３個の動的安全区分のうちの２個のみが、それぞれ、前記１系統のみの電動駆動の動的安全系として残留熱除去系と共用される低圧炉心冷却系を有し、前記残留熱除去系と共用される低圧炉心冷却系を有する前記２個の動的安全区分以外の残りの動的安全区分は、前記１系統のみの電動駆動の動的安全系として空冷注水系を有し、前記静的安全区分に設けられ冷却材喪失事故の際に前記空冷注水系の作動時に前記残留熱除去系の一つに単一故障を考え前記残留熱除去系の残りの一つにオンラインメンテナンスを考えても前記原子炉格納容器の冷却が可能でありN−２の安全基準を満たすことができる改良型静的格納容器冷却系を有し、前記改良型静的格納容器冷却系は、前記原子炉格納容器の外部に設置されて冷却水を貯留する冷却水プールと、入口プレナムと出口プレナムと伝熱管とを有し少なくとも一部が前記冷却水プール内の前記冷却水に水没した熱交換器と、一端が前記熱交換器の前記入口プレナムに接続され前記外部ウェル内を通りもう一端が前記原子炉格納容器の気相部に接続されて前記原子炉格納容器内のガスを前記熱交換器に導くガス供給配管と、一端が前記熱交換器の前記出口プレナムに接続され前記外部ウェル内を通りもう一端が前記原子炉格納容器内に接続されて前記熱交換器内の凝縮水を前記原子炉格納容器内に導く凝縮水戻り配管と、一端が前記熱交換器の前記出口プレナムに接続し前記外部ウェル内を通りもう一端が前記外部ウェル内の前記スクラビング・プール内に水没して設置され前記熱交換器内の非凝縮性ガスを前記外部ウェルに放出するガスベント配管と、を備えたこと、を特徴とする。

そこで、本発明の実施形態によれば、原子力プラントにおいて、動的安全区分の数が３以上あっても、残留熱除去系と原子炉補機冷却系と原子炉補機海水冷却系による機器物量を削減しながら冷却材喪失事故時の原子炉格納容器の冷却の信頼性を向上させることができる。また、動的安全区分に設置する動的安全系と非常用電源に多様性を持たせることにより全交流電源喪失（ＳＢＯ）および熱の最終的逃がし場の喪失（ＬＵＨＳ）に対する信頼性を大幅に高めることが可能になる。

本発明に係る非常用炉心冷却系の第１の実施形態の全体構成を示す説明図。 本発明に係る非常用炉心冷却系の改良型静的格納容器冷却系全体構成の一例を示す説明図。 本発明に係る非常用炉心冷却系の改良型静的格納容器冷却系全体構成の他の一例を示す説明図。 本発明に係る改良型静的格納容器冷却系による冷却材喪失事故時の原子炉格納容器の圧力評価結果の例を示すグラフ。 本発明に係る非常用炉心冷却系の第２の実施形態の全体構成を示す説明図。 本発明に係る非常用炉心冷却系の第３の実施形態の全体構成を示す説明図。 本発明に係る非常用炉心冷却系の第４の実施形態の全体構成を示す説明図。 本発明に係る非常用炉心冷却系の第５の実施形態の全体構成を示す説明図。 本発明に係る非常用炉心冷却系の第６の実施形態の全体構成を示す説明図。 本発明に係る非常用炉心冷却系の第７の実施形態の全体構成を示す説明図。 本発明に係る非常用炉心冷却系の第８の実施形態の全体構成を示す説明図。 従来のハイブリッド安全系の非常用炉心冷却系の全体構成を示す説明図。 従来の静的格納容器冷却系と原子炉格納容器の全体構成を示す説明図。 従来の原子炉格納容器の全体構成を示す平面図。 従来の静的格納容器冷却系基本構成を示す説明図。 従来の静的格納容器冷却系による冷却材喪失事故時の原子炉格納容器の圧力評価結果の例を示すグラフ。 従来のＡＢＷＲの非常用炉心冷却系の全体構成を示す説明図。 従来の空冷炉心冷却系の基本構成を示す説明図。

本発明の実施形態を図１〜図１１に基づいて説明する。

なお、図中、図１２〜図１８と同一または類似の部分には同一符号を付して重複する部分の説明は省略し、要部のみを説明する。

［第１の実施形態］
図１〜図４により本発明による非常用炉心冷却系の第１の実施形態を説明する。

（図１に関連する説明）
図１は本発明の第１の実施形態における非常用炉心冷却系の構成を示したものである。本実施形態の非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）は、動的非常用炉心冷却系用の第１、第２、第３の動的安全区分と静的非常用炉心冷却系を含む第４の静的安全区分との合計４つの安全区分から構成される。第１、第２の動的安全区分にはそれぞれ、１系統のみの電動駆動の低圧炉心冷却系として低圧炉心冷却系（ＬＰＦＬ）２を、低圧炉心冷却系２とポンプと配管の一部を共用した残留熱除去系として残留熱除去系（ＲＨＲ）３を、低圧炉心冷却系２および残留熱除去系３に給電する非常用電源（ＥＰＳ）４を設置している。低圧炉心冷却系２と残留熱除去系３はポンプと配管の一部を共用しているので、図ではＬＰＦＬ２／ＲＨＲ３と表している。

また、図示していないが、原子炉の減圧手段として、別途、自動減圧系（ＡＤＳ）が設置されている。自動減圧系は、小口径配管破断事故時等に複数の逃がし安全弁を自動的に開にして原子炉の減圧を行う装置であるが、従来の沸騰水型原子炉にも共通して設置されている。

低圧炉心冷却系２は、少なくとも設計基準事故（ＤＢＡ）の冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）時に、例えば、炉心の冷却に必要とされる１００％の注水容量を有している。すなわち、低圧炉心冷却系２は、１系統のみの運転で、設計基準事故の冷却材喪失事故時にその作動仕様圧力（例えば２ＭＰａ）以下において炉心を安全に冷却できる。

また、残留熱除去系３の除熱容量は、１系統だけで設計基準事故時に炉心および原子炉格納容器の冷却に必要とされる除熱量の少なくとも１００％を保有している。すなわち、設計基準事故時に炉心および原子炉格納容器の冷却に必要とされる除熱量の１００％をまかなうためには、少なくともいずれか１区分の動的安全区分の残留熱除去系３の作動が必要である。

第３の動的安全区分には、１系統のみの電動駆動の非常用炉心冷却系として、空冷注水系（ＡＩＳ）６と、空冷注水系６に給電する非常用電源４が設けられている。空冷注水系６では電動ポンプの冷却をエアフィンクーラー６１（図１８を参照。）で行う。空冷注水系６は、少なくとも設計基準事故の冷却材喪失事故時に、例えば、炉心の冷却に必要とされる１００％の注水容量を有している。

また、各動的安全区分に設置する非常用電源４は１×１００％容量ではなく、２×５０％容量としてもよい。すなわち、小型のものを２基設置するなどしても良い。

低圧炉心冷却系２は、他の全ての電動駆動の低圧非常用炉心冷却系により代替可能である。

さらに、第４の静的非常用炉心冷却系を含む安全区分には、アイソレーション・コンデンサー（ＩＣ）５と改良型静的格納容器冷却系（ＡＰＣＣＳ）８が設置されている。アイソレーション・コンデンサー５と改良型静的格納容器冷却系８は、冷却水源を共有していて、例えば、７日程度の崩壊熱の除去が可能な大量の水量（例えば、５０００ｍ３）を保有している。

この第１の実施形態で、非常用電源４は、非常用の電源であって、非常用ディーゼル発電機（ＥＤＧ）、ガスタービン発電機（ＧＴＧ）（図６等参照）または空冷ディーゼル発電機（空冷ＤＧ）であってもよい。また、空冷注水系６は、図１８を参照して説明した従来の空冷注水系６と同様のものでよく、低圧空冷注水系（ＬＡＩＳ）（図５等参照）であっても、高圧空冷注水系（ＨＡＩＳ）（図６等参照）であってもよい。

（図２に関連する説明）
次に、図２により、第１の実施形態に用いる改良型静的格納容器冷却系（ＡＰＣＣＳ）８の構成について説明する。

原子炉格納容器３０はドライウェル４０とウェットウェル５０と外部ウェル３２とから構成されている。ドライウェル４０とウェットウェル５０の外壁は一体化して円筒形状をしている。ドライウェル４０およびウェットウェル５０内の雰囲気は窒素で置換する。ドライウェル４０およびウェットウェル５０は原子炉格納容器の一部を構成し耐圧性と気密性を有する。外部ウェル３２は、ドライウェル４０とウェットウェル５０の外部に設けられ、ドライウェル４０とドライウェル共通部壁４０ｃを介して隣接し、ウェットウェル５０とウェットウェル共通部壁５０ａを介して隣接している。外部ウェル３２の天井部は平板でこの部分を外部ウェル３２のトップスラブ３２ａと呼ぶ。外部ウェル３２内の雰囲気は窒素で置換する。外部ウェル３２は原子炉格納容器３０の一部を構成し耐圧性と気密性を有する。外部ウェル３２を含む原子炉格納容器３０の設計圧力は、例えば、３１０ｋＰａ（ゲージ圧）である。図２に示す例では、外部ウェル３２はドライウェル４０とウェットウェル５０の片側に構成されている。他の例として、ドライウェル４０とウェットウェル５０は円筒形状であり、その外周全体を円筒形状の外部ウェル３２で囲むものがある。その例は特許文献５に記載されている。

原子炉格納容器３０は、一般にその材質により、鋼製原子炉格納容器、鉄筋コンクリート製原子炉格納容器（ＲＣＣＶ）、プレストレスコンクリート製原子炉格納容器（ＰＣＣＶ）、スチール・コンクリート複合構造（ＳＣ造）原子炉格納容器（ＳＣＣＶ）など様々のものがある。ＲＣＣＶとＰＣＣＶの場合には、内面に鋼製ライナが張られている。図２ではＳＣＣＶの例を示している。

改良型静的格納容器冷却系（ＡＰＣＣＳ）８の熱交換器１６は、ＡＰＣＣＳプール８３のプール水８４の中に浸漬して設置されている。前記ＡＰＣＣＳプール８３は、原子炉格納容器３０の外部に設置されている。ガスベント配管８２は、一端が熱交換器１６の出口プレナム１８の上部に接続し、外部ウェル３２内を通り、他端は外部ウェル３２内に設けられたスクラビング・プール３３の水中に導かれ浸漬している。ドライウェルガス供給配管（ガス供給配管）２０は、一端がドライウェル４０の内部に開口し、外部ウェル３２内を通り、他端は熱交換器１６の入口プレナム１７に接続している。ドライウェルガス供給配管２０は、ドライウェル４０内のガスを熱交換器１６の入口プレナム１７に導くように構成されている。

本実施形態では、ドライウェルガス供給配管２０に隔離弁２０ａが設けられている。図２では隔離弁２０ａは通常時は閉鎖されている例を示している。この場合は、隔離弁２０ａは事故時に信号により開にする。信号は手動開信号でも良いし事故時開信号でも良い。事故時開信号はドライウェル圧力高あるいはドライウェル温度高などを用いる。なお、隔離弁２０ａは必須ではなく設置しなくても良い。

また、ウェットウェルガス供給配管（ガス供給配管）４８は、一端がウェットウェル気相部７０の内部に開口し、外部ウェル３２内を通り、他端はドライウェルガス供給配管２０の隔離弁２０ａと入口プレナム１７の間の部分に接続している。ウェットウェルガス供給配管４８の前記他端は、熱交換器１６の入口プレナム１７に直接接続させても良い。ウェットウェルガス供給配管４８は、ウェットウェル気相部７０内のガスを熱交換器１６の入口プレナム１７に導くように構成されている。

ウェットウェルガス供給配管４８には逆止弁４９が設けられている。逆止弁４９は、ドライウェル４０内のガスがウェットウェルガス供給配管４８を逆流してウェットウェル気相部７０に流入することを防止する。ただし、前記逆止弁４９は前記隔離弁２０ａが設置されている場合には必須ではない。

なお、図２ではドライウェルガス供給配管２０とウェットウェルガス供給配管４８は両方とも設置されているが、いずれか片方だけを設置してもよい（図３参照。）。

凝縮水戻り配管８１は、一端が熱交換器１６の出口プレナム１８の下部に接続され、外部ウェル３２内を通り、他端は原子炉格納容器３０の内部に接続され、出口プレナム１８内の凝縮水を原子炉格納容器３０の内部に戻すように構成される。図２では凝縮水戻り配管８１はウェットウェル５０の内部に戻す例が示されているが、ドライウェル４０の内部に戻す構成としても良い。

熱交換器１６、入口プレナム１７、出口プレナム１８、および伝熱管１９の構造は、従来の静的格納容器冷却系のものと同じである（図１５を参照。）。

（図３に関連する説明）
次に、図３により、第１の実施形態に用いる改良型静的格納容器冷却系８の構成の変形例について説明する。図３の例では、ドライウェルガス供給配管２０を設置するが、隔離弁２０ａ（図２）は設置しない。また、ウェットウェルガス供給配管４８および逆止弁４９（図２）も設置しない。この場合は、ウェットウェル気相部７０内のガスは、真空破壊弁９０を通り、一旦ドライウェル４０内に移行して、ドライウェル４０内のガスとともにドライウェルガス供給配管２０によって熱交換器１６の入口プレナム１７に導かれる。

図２または図３に示す改良型静的格納容器冷却系８によれば、冷却材喪失事故時に、動的安全系による原子炉への注水が行われている状況でも、原子炉格納容器を冷却することができる（図４を参照。）。熱交換器１６の内部に窒素が流入しても、熱交換器１６と外部ウェル３２との圧力差によって外部ウェル３２に窒素をベントでき、これにより圧力抑制プール６０のプール水が沸騰しても発生する蒸気を熱交換器１６に導き凝縮できるためである。

図２の構成では、ウェットウェル気相部７０内の蒸気は、ウェットウェルガス供給配管４８によって熱交換器１６に導かれる。また、図３の構成では、ウェットウェル気相部７０内の蒸気は、真空破壊弁９０を通り、ドライウェル４０内に移行し、ドライウェルガス供給配管２０によって熱交換器１６に導かれる。

いずれの場合も、蒸気とともに熱交換器１６に流入した窒素はガスベント配管８２により外部ウェル３２に排出されるので、改良型静的格納容器冷却系８は、継続して原子炉格納容器３０内の蒸気を凝縮し、原子炉格納容器３０の冷却を行うことができる。このため、改良型静的格納容器冷却系８では、ガスベント配管８２の先端がスクラビング・プール３３の水中に浸漬し窒素を外部ウェル３２の内部にベントできる構成としている。

（図４に関連する説明）
次に、図４により、冷却材喪失事故時に動的安全系による原子炉への注水を継続しつつ改良型静的格納容器冷却系８を使用して原子炉格納容器３０の冷却を行った場合の、原子炉格納容器３０の圧力の解析結果を示す。プラント出力は１３５万ｋＷｅクラスのＡＢＷＲで、冷却材喪失事故時に空冷注水系６で原子炉への注水を行いつつ改良型静的格納容器冷却系８で原子炉格納容器３０の冷却を行う条件である。空冷注水系６の容量は低圧炉心冷却系２と同一としている。

図４の結果から、原子炉格納容器３０の圧力は設計圧力Ｐｄよりも十分に低く、改良型静的格納容器冷却系８による原子炉格納容器の冷却が十分に行われていることが確認できる。すなわち、改良型静的格納容器冷却系８は、動的安全系を使用する原子炉の冷却材喪失事故時の除熱系として機能する。炉心１０１の崩壊熱は空冷注水系６による注水と破断流によって圧力抑制プール６０のプール水に伝達され、発生する蒸気は改良型静的格納容器冷却系８で凝縮することができるので、原子炉格納容器３０の冷却は改良型静的格納容器冷却系８で行うことができる。

炉心１０１は空冷注水系６により冷却され、炉心１０１の崩壊熱は最終的に改良型静的格納容器冷却系８によって除去される。したがって、残留熱除去系３による原子炉格納容器３０の冷却が行えない場合でも、空冷注水系６と改良型静的格納容器冷却系８とによって、冷却材喪失事故時に炉心１０１と原子炉格納容器３０の健全性を確保することができる。

第１の実施形態が従来例と異なる主な点は、動的安全区分の数が３個でありながら残留熱除去系３の系統数を最小限の２に低減していることである。これによって、残留熱除去系３の二次系に必要となる原子炉補機冷却系および原子炉補機海水冷却系の系統数も最小限の２に低減できている。その一方で、改良型静的格納容器冷却系８によって冷却材喪失事故時に原子炉格納容器３０の冷却が行えるため、従来の静的格納容器冷却系１２を使用しているハイブリッド安全系（図１２）よりも、冷却材喪失事故時の原子炉格納容器３０の冷却に係る信頼性を大幅に改善できている。

例えば、従来のハイブリッド安全系（図１２）では、冷却材喪失事故時に、従来の静的格納容器冷却系１２を動的安全系の非常用炉心冷却系と連携して使用しても原子炉格納容器３０の冷却ができない（図１６を参照。）。そのため、単一故障とオンラインメンテナンスを考えるＮ−２の安全基準を満たすためには、残留熱除去系３の系統数は３系統必要になり、その二次系である原子炉補機冷却系および原子炉補機海水冷却系の系統数も３系統必要であった。原子炉補機冷却系および原子炉補機海水冷却系は動的機器を多重化して設置するため、全体のポンプ台数は１５台にもなった。しかし、共通原因故障で３系統とも機能喪失するリスクがあった。特に、海水を熱の最終的な放出先としているため、巨大地震や大津波によって同時に全系統が機能喪失するリスクがあった。

一方、第１の実施形態では、残留熱除去機能については、冷却材喪失事故時に第１安全区分の残留熱除去系３に単一故障を考え第２安全区分の残留熱除去系３にオンラインメンテナンスを考えても、改良静的格納容器冷却系８によって原子炉格納容器３０の冷却ができる。これにより、Ｎ−２の安全基準を満たすことができる。しかも、改良型静的格納容器冷却系８は動的機器や非常用電源を必要としないため信頼性が高く、さらには、最終的な熱の逃がし場として大気を使用しているため巨大地震や大津波などの自然災害時に対しても極めて高い信頼性を有している。
一方、従来の静的格納容器冷却系は、動的な非常用炉心冷却系の作動時に原子炉格納容器の冷却はできず、残留熱除去系の共通原因故障による信頼性の限界をおぎなうことができなかった。（段落［００５９］、［００３４］、［００３５］及び図１６を参照）。このような特徴を有する従来の静的格納容器冷却系と区別するため、冷却材喪失事故の際に前記空冷注水系の作動時に前記残留熱除去系の一つに単一故障を考え前記残留熱除去系の残りの一つにオンラインメンテナンスを考えても前記原子炉格納容器の冷却が可能であり（段落［００９２］、［００９３］及び図４を参照）N−２の安全基準を満たすことができる特徴を有する静的格納容器冷却系を改良型静的格納容器冷却系と呼んでいる。

以上説明したように、第１の実施形態によれば、静的安全系と動的非常用炉心冷却系とを合わせ持つハイブリッド安全系において、改良型静的格納容器冷却系を用いることによって、動的安全系の作動時にも原子炉格納容器の冷却を行うことが可能になった。このため、冷却材喪失事故に炉心を動的安全系で冷却しつつ原子炉格納容器の冷却を改良型静的格納容器冷却系で行うことができ、冷却材喪失事故に対する信頼性を大幅に向上させることが可能になった。

残留熱除去系は、最終的な熱の逃がし場として海水を使用するため、原子炉補機海水冷却系を使用する必要があり、巨大地震や大津波によって多重に設けた系統が同時に機能喪失する恐れがあった。また、残留熱除去系は二次系に原子炉補機冷却系も必要とするため機器物量が多い。

しかし、本実施形態によれば、残留熱除去系の系統数を２系統に削減しつつ改良型静的格納容器冷却系によって冷却材喪失事故時の原子炉格納容器の冷却機能を向上させることが可能になる。また、残留熱除去系の系統数を２系統に限定することによって、他の電動駆動の動的安全系を残留熱除去系から独立させて空冷注水系とすることが可能になる。空冷注水系は、原子炉補機冷却系、原子炉補機海水冷却系、非常用ディーゼル発電機に頼ることのない独立性の高い炉心冷却系であるため、巨大地震、大津波、長期ＳＢＯ（全交流電源喪失、Ｓｔａｔｉｏｎ Ｂｌａｃｋｏｕｔ）、最終的な熱の逃がし場の喪失（Ｌｏｓｓ ｏｆ Ｕｌｔｉｍａｔｅ Ｈｅａｔ Ｓｉｎｋ： ＬＵＨＳ）に対して極めて信頼性の高い非常用炉心冷却系を限られた最小限の系統数で提供することが可能になる。

［第２の実施形態］
次に、図５により本発明の第２の実施形態について説明する。本実施形態では、第１安全区分と第２安全区分の非常用電源として非常用ディーゼル発電機（ＥＤＧ）４ｄを設けている。また、第３の安全区分の非常用電源としてガスタービン発電機（ＧＴＧ）９を設けている。さらに、第３の安全区分の１系統のみの電動駆動の動的安全系として低圧空冷注水系（ＬＡＩＳ）７を設けている。低圧空冷注水系７は電動ポンプによる低圧の注水系である。低圧空冷注水系７の容量は低圧炉心冷却系２と同一である。その他については第１の実施形態と同様である。低圧空冷注水系７の電動ポンプの冷却はエアフィンクーラー６１（図１８を参照。）による空冷で行うので、原子炉補機海水冷却系は使用しない。

本実施形態では非常用電源が非常用ディーゼル発電機４ｄとガスタービン発電機９に多様化されているため、共通原因故障による全交流電源喪失の発生頻度を低くできる効果がある。また、動的安全系も低圧炉心冷却系２と低圧空冷注水系７に多様化されているため、共通原因故障による動的安全系の全喪失の発生頻度を低く抑えることができる。

なお、本実施形態において、ガスタービン発電機（ＧＴＧ）９の代わりに空冷ＤＧを使用することも可能である。空冷ＤＧは原子炉補機海水冷却系による冷却を必用としない。

［第３の実施形態］
次に、図６により本発明の第３の実施形態について説明する。本実施形態では、第３の安全区分の１系統のみの電動駆動の動的安全系として高圧空冷注水系（ＨＡＩＳ）１０を設けている。高圧空冷注水系１０は電動ポンプによる高圧の注水系である。高圧空冷注水系１０の容量は高圧炉心冷却系（ＨＰＣＦ）１と同一である。その他については第２の実施形態と同様である。高圧空冷注水系１０の電動ポンプの冷却はエアフィンクーラー６１（図１８を参照。）による空冷で行うので、原子炉補機海水冷却系は使用しない。

本実施形態では、動的安全系が低圧炉心冷却系２と高圧空冷注水系１０に多様化されているため、共通原因故障による動的安全系の全喪失の発生頻度を低く抑えることができる。また、高圧空冷注水系１０があるため、原子炉を減圧せずに炉心の冷却が可能となる。このため給水喪失過渡事象や小口径配管破断の冷却材喪失事故の場合に、原子炉を減圧することなく炉心の冷却が可能となる。これによって、原子炉の減圧に失敗して炉心溶融に至る頻度を大幅に低減できる。

なお、本実施形態において、ガスタービン発電機（ＧＴＧ）９の代わりに空冷ＤＧを使用することも可能である。空冷ＤＧは原子炉補機海水冷却系による冷却を必用としない。

［第４の実施形態］
次に、図７により本発明の第４の実施形態について説明する。本実施形態では、動的安全系の安全区分を第１安全区分から第４安全区分まで４個設ける。また、静的安全系の区分を第５安全区分に設ける。第１安全区分から第３安全区分の構成は第２の実施形態（図５）と同じである。第４安全区分の構成は第３安全区分の構成と同じである。第５安全区分の構成は第１の実施形態（図１）の第４安全区分と同じである。

本実施形態では、動的安全系の安全区分の数が４となり、低圧炉心冷却系（ＬＰＦＬ）２が２系統、低圧空冷注水系（ＬＡＩＳ）７が２系統の構成となっている。

低圧空冷注水系７が第２の実施形態（図５）と比べて一つ増えているので、冷却材喪失事故時の信頼性が向上している。また、ガスタービン発電機（ＧＴＧ）９も一つ増えているので全交流電源喪失の発生頻度をより低くすることができる。また、４系統ある動的安全系に配管破断、単一故障、オンラインメンテナンスを想定しても、４番目の動的安全系によって炉心の冷却が可能である。すなわち、動的安全系の非常用炉心冷却系もＮ−２の安全基準を満たすことができる。

冷却材喪失事故時の残留熱除去については、第１の実施形態と同様に、Ｎ−２の安全基準を満たしている。そのため、本実施形態では冷却材喪失事故時に炉心冷却および残留熱除去の両方の安全機能についてＮ−２の安全基準を満たすことができる。

なお、本実施形態において、ガスタービン発電機（ＧＴＧ）９の代わりに空冷ＤＧを使用することも可能である。空冷ＤＧは原子炉補機海水冷却系による冷却を必用としない。

［第５の実施形態］
次に、図８により本発明の第５の実施形態について説明する。本実施形態では、動的安全系の安全区分を第１安全区分から第４安全区分まで４個設ける。また、静的安全系の区分を第５安全区分に設ける。第１安全区分および第２安全区分の構成は第２の実施形態（図５）と同じである。第３安全区分および第４安全区分には、１系統のみの電動駆動の動的安全系として高圧空冷注水系（ＨＡＩＳ）１０とガスタービン発電機（ＧＴＧ）９をそれぞれ設ける。第５安全区分の構成は第１の実施形態（図１）の第４安全区分と同じである。本実施形態では、動的安全系の安全区分の数が４となり、低圧炉心冷却系（ＬＰＦＬ）２が２系統、高圧空冷注水系１０が２系統の構成となっている。

第３の実施形態（図６）と比較して、高圧空冷注水系１０が一つ増えているので、冷却材喪失事故時の信頼性が向上している。また、ガスタービン発電機９も一つ増えているので全交流電源喪失の発生頻度をより低くすることができる。また、４系統ある動的安全系に配管破断、単一故障、オンラインメンテナンスを想定しても、４番目の動的安全系によって炉心の冷却が可能である。すなわち、動的安全系の非常用炉心冷却系もＮ−２の安全基準を満たすことができる。

冷却材喪失事故時の残留熱除去については、第１の実施形態と同様にＮ−２の安全基準を満たしている。そのため本実施形態では冷却材喪失事故時に炉心冷却および残留熱除去の両方の安全機能についてＮ−２の安全基準を満たすことができる。また、高圧空冷注水系１０が２系統あるため給水喪失過渡事象や小口径配管破断の冷却材喪失事故の場合に原子炉を減圧することなく炉心の冷却を行う際の信頼性が向上している。これによって原子炉の減圧に失敗して炉心溶融に至る頻度をさらに大幅に低減できる。

なお、本実施形態において、ガスタービン発電機（ＧＴＧ）９の代わりに空冷ＤＧを使用することも可能である。空冷ＤＧは原子炉補機海水冷却系による冷却を必用としない。

［第６の実施形態］
次に、図９により本発明の第６の実施形態について説明する。本実施形態では、動的安全系の安全区分を第１安全区分から第４安全区分まで４個設ける。また、静的安全系の区分を第５安全区分に設ける。第１安全区分および第２安全区分の構成は第２の実施形態（図５）と同じである。第３安全区分には、１系統のみの電動駆動の動的安全系として低圧空冷注水系（ＬＡＩＳ）７とガスタービン発電機（ＧＴＧ）９を設ける。第４安全区分には、１系統のみの電動駆動の動的安全系として高圧空冷注水系（ＨＡＩＳ）１０とガスタービン発電機９を設ける。第３安全区分の構成と第４区分の構成は相互に入れ替えてもよい。第５安全区分の構成は第１の実施形態（図１）の第４安全区分と同じである。

本実施形態では、動的安全系の安全区分の数が４となり、低圧炉心冷却系２が２系統、低圧空冷注水系７が１系統、高圧空冷注水系１０が１系統の構成となっている。

４系統ある動的安全系に配管破断、単一故障、オンラインメンテナンスを想定しても、４番目の動的安全系によって炉心の冷却が可能である。すなわち、動的安全系の緊急炉心冷却系もＮ−２の安全基準を満たすことができる。冷却材喪失事故時の残留熱除去については第１の実施形態と同様にＮ−２の安全基準を満たしている。そのため、本実施形態では、冷却材喪失事故時に対してＮ−２の安全基準を満たすことができる。また、低圧空冷注水系７が１系統と高圧空冷注水系１０が１系統あるため、空冷注水系の多様性があり信頼性が向上している。

なお、本実施形態において、ガスタービン発電機（ＧＴＧ）９の代わりに空冷ＤＧを使用することも可能である。空冷ＤＧは原子炉補機海水冷却系による冷却を必用としない。

［第７の実施形態］
次に、図１０により本発明の第７の実施形態について説明する。本実施形態では、動的安全系の安全区分を第１安全区分から第４安全区分まで４個設ける。また、静的安全系の区分を第５安全区分に設ける。この構成は基本的に第６の実施形態（図９）と同様である。本実施形態が第６の実施形態と異なる点は、例えば、第１安全区分にさらにタービン駆動の原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）１１を設けていることである。原子炉隔離時冷却系１１は、高圧状態で原子炉圧力容器内に注水する系統（高圧注水系）の一つである。

本実施形態では、動的安全系の数が５となり、低圧炉心冷却系２が２系統、高圧空冷注水系１０が２系統、原子炉隔離時冷却系１１が１系統の構成となっている。第６の実施形態と比較して高圧注水系が一つ増えているので、原子炉を減圧せずに炉心の冷却を行う際の信頼性が向上している。このため、給水喪失過渡事象や小口径配管破断の冷却材喪失事故の場合に、原子炉を減圧することなく炉心の冷却を行う際の信頼性が向上している。また、高圧炉心冷却系の数が３になりＡＢＷＲと同じ高圧３系統構成となるため、冷却材喪失事故時に炉心冠水維持することが可能となる。なお、原子炉隔離時冷却系１１は、第１安全区分の代わりに他のいずれかの動的安全区分に設置してもよい。

なお、本実施形態において、ガスタービン発電機（ＧＴＧ）９の代わりに空冷ＤＧを使用することも可能である。空冷ＤＧは原子炉補機海水冷却系による冷却を必用としない。

［第８の実施形態］
次に、図１１により本発明の第８の実施形態について説明する。本実施形態では、動的安全系の安全区分を第１安全区分から第５安全区分まで５個設ける。また、静的安全系の区分を第６安全区分に設ける。第１安全区分および第２安全区分の構成は、第２の実施形態（図５）と同じである。第３安全区分および第４安全区分には、それぞれ１系統のみの電動駆動の動的安全系として、高圧空冷注水系１０とガスタービン発電機９を設ける。第５安全区分にはタービン駆動の原子炉隔離時冷却系１１を設ける。

本実施形態が第７の実施形態（図１０）と異なる点は、第５安全区分を原子炉隔離時冷却系１１のみの安全区分として独立させている点である。これにより、火災や溢水で原子炉隔離時冷却系１１が低圧炉心冷却系２／残留熱除去系３と同時に機能喪失することを防止できる。これによってハイブリッド安全系の信頼性をさらに高めることができる。

なお、本実施形態において、ガスタービン発電機（ＧＴＧ）９の代わりに空冷ＤＧを使用することも可能である。空冷ＤＧは原子炉補機海水冷却系による冷却を必用としない。

［他の実施形態］
本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、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。これら新規な実施形態は、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、置き換え、変更を行うことができる。これら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…高圧炉心冷却系（ＨＰＣＦ）、２…低圧炉心冷却系（ＬＰＦＬ）、３…残留熱除去系（ＲＨＲ）、４…非常用電源（ＥＰＳ）、４ｄ…非常用ディーゼル発電機（ＥＤＧ）、５…アイソレーション・コンデンサー（ＩＣ）、６…空冷注水系（ＡＩＳ）、６ａ…電動ポンプ、６ｂ…注入配管、６ｃ…吸い込み配管、７…低圧空冷注水系（ＬＡＩＳ）、８…改良型静的格納容器冷却系（ＡＰＣＣＳ）、９…ガスタービン発電機（ＧＴＧ）、１０…高圧空冷注水系（ＨＡＩＳ）、１１…原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）、１２…静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）、１３…冷却水プール、１４…冷却水、１５…排気口、１６…熱交換器、１７…入口プレナム、１８…出口プレナム、１９…伝熱管、２０…ドライウェルガス供給配管（ガス供給配管）、２０ａ…隔離弁、２１…凝縮水戻り配管、２２…ガスベント配管、２３…管板、３０…原子炉格納容器、３２…外部ウェル、３２ａ…トップスラブ、３３…スクラビング・プール、４０…ドライウェル、４０ａ…トップスラブ、４０ｂ…下部ドライウェル、４０ｃ…ドライウェル共通部壁、４８…ウェットウェルガス供給配管（ガス供給配管）、４９…逆止弁、５０…ウェットウェル、５０ａ…ウェットウェル共通部壁、６０…圧力抑制プール、６１…エアフィンクーラー（ＡＦＣ）、６２…管束、６２ａ…フィン付き冷却管、６３…ファン、６４…モーター、６５…循環ポンプ、６６…循環配管、６７…支持架構、６８…吸気（外気）、６９…排気、７０…ウェットウェル気相部、８０…ＬＯＣＡベント管、８０ａ…水平ベント管、８１…凝縮水戻り配管、８２…ガスベント配管、８３…ＡＰＣＣＳプール、８４…プール水、９０…真空破壊弁、９１…ペデスタル、９１ａ…ペデスタルキャビティ、９２…ＲＰＶスカート、９３…ＲＰＶサポート、１０１…炉心、１０２…原子炉圧力容器（ＲＰＶ）、１０３…冷却水、１０４…破断口、１１０…原子炉格納容器上蓋

Claims (10)

1. 炉心を収容する原子炉圧力容器と、
   前記原子炉圧力容器を収納するドライウェルと、圧力抑制プールを下部に収納し上部にウェットウェル気相部を有するウェットウェルと、前記ドライウェルと前記圧力抑制プールとを連結するＬＯＣＡベント管と、前記ドライウェルと前記ウェットウェルの外部に設けられ前記ドライウェルとドライウェル共通部壁を介して隣接し前記ウェットウェルとウェットウェル共通部壁を介して隣接する外部ウェルと、前記外部ウェル内に設けられ内部に水を蓄えたスクラビング・プールと、から成る原子炉格納容器と、
   を有する沸騰水型原子力プラントに供する非常用炉心冷却系であって、
   当該非常用炉心冷却系は、
   それぞれに１系統のみの電動駆動の動的安全系を具備する少なくとも３個の動的安全区分と、
   電動駆動を必要としない静的安全系を具備する少なくとも１個の静的安全区分と、
   前記動的安全区分のそれぞれに設けられ前記電動駆動の動的安全系に電源を供給する非常用電源と、
   を有し、
   前記少なくとも３個の動的安全区分のうちの２個のみが、それぞれ、前記１系統のみの電動駆動の動的安全系として残留熱除去系と共用される低圧炉心冷却系を有し、
   前記残留熱除去系と共用される低圧炉心冷却系を有する前記２個の動的安全区分以外の残りの動的安全区分は、前記１系統のみの電動駆動の動的安全系として空冷注水系を有し、
   前記静的安全区分に設けられ冷却材喪失事故の際に前記空冷注水系の作動時に前記残留熱除去系の一つに単一故障を考え前記残留熱除去系の残りの一つにオンラインメンテナンスを考えても前記原子炉格納容器の冷却が可能でありN−２の安全基準を満たすことができる改良型静的格納容器冷却系を有し、
   前記改良型静的格納容器冷却系は、
   前記原子炉格納容器の外部に設置されて冷却水を貯留する冷却水プールと、
   入口プレナムと出口プレナムと伝熱管とを有し少なくとも一部が前記冷却水プール内の前記冷却水に水没した熱交換器と、
   一端が前記熱交換器の前記入口プレナムに接続され前記外部ウェル内を通りもう一端が前記原子炉格納容器の気相部に接続されて前記原子炉格納容器内のガスを前記熱交換器に導くガス供給配管と、
   一端が前記熱交換器の前記出口プレナムに接続され前記外部ウェル内を通りもう一端が前記原子炉格納容器内に接続されて前記熱交換器内の凝縮水を前記原子炉格納容器内に導く凝縮水戻り配管と、
   一端が前記熱交換器の前記出口プレナムに接続し前記外部ウェル内を通りもう一端が前記外部ウェル内の前記スクラビング・プール内に水没して設置され前記熱交換器内の非凝縮性ガスを前記外部ウェルに放出するガスベント配管と、
   を備えたこと、を特徴とする非常用炉心冷却系。
2. 前記動的安全区分の数は３であり、
   前記３個の動的安全区分のうちの２個が、それぞれ、前記１系統のみの電動駆動の動的安全系として、前記残留熱除去系と共用される前記低圧炉心冷却系と、非常用ディーゼル発電機とを有し、
   前記３個の動的安全区分のうちの他の１個が、前記１系統のみの電動駆動の動的安全系として、低圧空冷注水系と、ガスタービン発電機とを有すること、
   を特徴とする請求項１に記載の非常用炉心冷却系。
3. 前記動的安全区分の数は３であり、
   前記３個の動的安全区分のうちの２個が、それぞれ、前記１系統のみの電動駆動の動的安全系として、前記残留熱除去系と共用される低圧炉心冷却系と、非常用ディーゼル発電機とを有し
   前記３個の動的安全区分のうちの他の１個が、前記１系統のみの電動駆動の動的安全系として、高圧空冷注水系と、ガスタービン発電機とを有すること、
   を特徴とする請求項１に記載の非常用炉心冷却系。
4. 前記動的安全区分の数は４であり、
   前記４個の動的安全区分のうちの２個が、それぞれ、前記１系統のみの電動駆動の動的安全系として、前記残留熱除去系と共用される前記低圧炉心冷却系と、非常用ディーゼル発電機とを有し、
   前記４個の動的安全区分のうちの他の２個が、それぞれ、前記１系統のみの電動駆動の動的安全系として、低圧空冷注水系と、ガスタービン発電機とを有すること、
   を特徴とする請求項１に記載の非常用炉心冷却系。
5. 前記動的安全区分の数は４であり、
   前記４個の動的安全区分のうちの２個が、それぞれ、前記１系統のみの電動駆動の動的安全系として、前記残留熱除去系と共用される前記低圧炉心冷却系と、非常用ディーゼル発電機とを有し
   前記４個の動的安全区分のうちの他の２個が、それぞれ、前記１系統のみの電動駆動の動的安全系として、高圧空冷注水系と、ガスタービン発電機とを有すること、
   を特徴とする請求項１に記載の非常用炉心冷却系。
6. 前記動的安全区分の数は４であり、
   前記４個の動的安全区分のうちの２個が、それぞれ、前記１系統のみの電動駆動の動的安全系として、前記残留熱除去系と共用される前記低圧炉心冷却系と、非常用ディーゼル発電機とを有し、
   前記４個の動的安全区分のうちの他の１個が、前記１系統のみの電動駆動の動的安全系として、低圧空冷注水系と、ガスタービン発電機とを有し、
   前記４個の動的安全区分のうちのさらに他の１個が、前記１系統のみの電動駆動の動的安全系として、高圧空冷注水系と、ガスタービン発電機とを有すること、
   を特徴とする請求項１に記載の非常用炉心冷却系。
7. 前記動的安全区分の数は４であり、
   前記４個の動的安全区分のうちの２個が、それぞれ、前記１系統のみの電動駆動の動的安全系として、残留熱除去系と共用される前記低圧炉心冷却系と、非常用ディーゼル発電機とを有し、
   前記４個の動的安全区分のうちの他の２個が、それぞれ、前記１系統のみの電動駆動の動的安全系として、高圧空冷注水系と、ガスタービン発電機とを有し、
   前記４個の動的安全区分のうちの少なくとも１個は、前記１系統のみの電動駆動の動的安全系に加えてさらに、前記原子炉圧力容器から供給される主蒸気によって駆動されるタービン駆動の原子炉隔離時冷却系を備えていること、
   を特徴とする請求項１に記載の非常用炉心冷却系。
8. 前記動的安全区分の数は５であり、
   前記５個の動的安全区分のうちの２個が、それぞれ、前記１系統のみの電動駆動の動的安全系として、残留熱除去系と共用される低圧炉心冷却系と、非常用ディーゼル発電機とを有し
   前記５個の動的安全区分のうちの他の２個が、それぞれ、前記１系統のみの電動駆動の動的安全系として、高圧空冷注水系と、ガスタービン発電機とを有し、
   さらに、前記５個の動的安全区分のうちの残りの１個が、原子炉圧力容器から供給される主蒸気によって駆動されるタービン駆動の原子炉隔離時冷却系を備えていること、
   を特徴とする請求項１に記載の非常用炉心冷却系。
9. 前記静的冷却系の安全区分に、前記改良型静的格納容器冷却系に加えてアイソレーション・コンデンサーを具備することを特徴とする請求項１ないし請求項８のいずれか一項に記載の非常用炉心冷却系。
10. 炉心と、
    前記炉心を収容する原子炉圧力容器と、
    前記原子炉圧力容器を収納するドライウェルと、圧力抑制プールを下部に収納し上部にウェットウェル気相部を有するウェットウェルと、前記ドライウェルと前記圧力抑制プールとを連結するＬＯＣＡベント管と、前記ドライウェルと前記ウェットウェルの外部に設けられ前記ドライウェルとドライウェル共通部壁を介して隣接し前記ウェットウェルとウェットウェル共通部壁を介して隣接する外部ウェルと、
    前記外部ウェル内に設けられ内部に水を蓄えたスクラビング・プールと、から成る原子炉格納容器と、
    非常用炉心冷却系と、
    を有する沸騰水型原子力プラントであって、
    前記非常用炉心冷却系は、
    それぞれに１系統のみの電動駆動の動的安全系を具備する少なくとも３個の動的安全区分と、
    電動駆動を必要としない静的安全系を具備する少なくとも１個の静的安全区分と、
    前記動的安全区分のそれぞれに設けられ前記電動駆動の動的安全系に電源を供給する非常用電源と、
    を有し、
    前記少なくとも３個の動的安全区分のうちの２個のみが、それぞれ、前記１系統のみの電動駆動の動的安全系として残留熱除去系と共用される低圧炉心冷却系を有し、
    前記残留熱除去系と共用される低圧炉心冷却系を有する前記２個の動的安全区分以外の残りの動的安全区分は、前記１系統のみの電動駆動の動的安全系として空冷注水系を有し、
    前記静的安全区分に設けられ冷却材喪失事故の際に前記空冷注水系の作動時に前記残留熱除去系の一つに単一故障を考え前記残留熱除去系の残りの一つにオンラインメンテナンスを考えても前記原子炉格納容器の冷却が可能でありN−２の安全基準を満たすことができる改良型静的格納容器冷却系を有し、
    前記改良型静的格納容器冷却系は、
    前記原子炉格納容器の外部に設置されて冷却水を貯留する冷却水プールと、
    入口プレナムと出口プレナムと伝熱管とを有し少なくとも一部が前記冷却水プール内の前記冷却水に水没した熱交換器と、
    一端が前記熱交換器の前記入口プレナムに接続され前記外部ウェル内を通りもう一端が前記原子炉格納容器の気相部に接続されて前記原子炉格納容器内のガスを前記熱交換器に導くガス供給配管と、
    一端が前記熱交換器の前記出口プレナムに接続され前記外部ウェル内を通りもう一端が前記原子炉格納容器内に接続されて前記熱交換器内の凝縮水を前記原子炉格納容器内に導く凝縮水戻り配管と、
    一端が前記熱交換器の前記出口プレナムに接続し前記外部ウェル内を通りもう一端が前記外部ウェル内の前記スクラビング・プール内に水没して設置され前記熱交換器内の非凝縮性ガスを前記外部ウェルに放出するガスベント配管と、
    を備えたこと、を特徴とする沸騰水型原子力プラント。

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