JP7399405B2 - 原子力プラント - Google Patents

Description

本発明は、静的格納容器冷却系内の可燃性ガス濃度制御システムを有する原子力プラントに関するものである。

従来の原子力プラントの静的格納容器冷却系内の可燃性ガス濃度制御システムについて図５から図８によりその概要を説明する。

（図５：従来の原子力プラントの説明）
図５は、従来の原子力プラントの原子炉格納容器まわりの構成の例を示す立断面図である。図５において、炉心１は原子炉圧力容器２の内部に収納されている。原子炉圧力容器２は、原子炉格納容器３内に収納されている。原子炉格納容器３は円筒形状をしている（図６を参照。）。

原子炉格納容器３の内部は、原子炉圧力容器２を収納するドライウェル４と、ウェットウェル５とに区分けされており、ドライウェル４とウェットウェル５とは原子炉格納容器３の一部を構成する。ウェットウェル５は内部に圧力抑制プール６を形成している。圧力抑制プール６の上方にはウェットウェル気相部７が形成されている。ドライウェル４とウェットウェル５の外壁部は一体化して原子炉格納容器３の円筒状の外壁部を構成している。ドライウェル４の天井部は平板になっておりこの部分をドライウェル４のトップスラブ４ａと呼ぶ。

原子炉格納容器３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。例えば、酸素濃度は３．５％以下に制限されている。

原子炉格納容器３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ーが張られている。図６ではＲＣＣＶの例を示している。図６に示すように、ＲＣＣＶは外壁部分は円筒形状をしている。

原子炉圧力容器２は、ＲＰＶスカート６２およびＲＰＶサポート６３を介して、円筒状のペデスタル６１により支持されている。ペデスタル６１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４のうち原子炉圧力容器２の下方であって、ペデスタル６１の円筒状の壁により囲まれるペデスタル６１の内側の空間を、ペデスタルキャビティ６１ａという。ＡＢＷＲのＲＣＣＶの場合はペデスタル６１の円筒状の壁はウェットウェル５とドライウェル４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と呼んでいる。

原子炉圧力容器２の上方に原子炉格納容器上蓋１０が配置され、その上方に水遮蔽１１が配置されている。

原子炉圧力容器２からは主蒸気配管７１がドライウェル４の外部に延びている。主蒸気配管７１には、逃がし安全弁（Ｓａｆｅｔｙ Ｒｅｌｉｅｆ Ｖａｌｖｅ、「ＳＲＶ」）７２が設けられており、逃がし安全弁７２が動作したときに圧力抑制プール６内に原子炉圧力容器２の蒸気が放出されるように、逃がし配管７３が圧力抑制プール６内に水没するように設けられている。

ドライウェル４と圧力抑制プール６はＬＯＣＡベント管８により連結されている。ＬＯＣＡベント管８はたとえば１０本など複数個設置されるが図５では２本のみを表示している（図６を参照）。ＬＯＣＡベント管８は圧力抑制プール６のプール水に水没している部分に水平ベント管８ａがありプール水中に開口している。ＲＣＣＶの場合は、水平ベント管８ａは一つのＬＯＣＡベント管８に縦方向に３本設置されている。また、ＲＣＣＶの場合はＬＯＣＡベント管８はペデスタル６１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６１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８とペデスタル６１は原子炉格納容器３の一部を構成する。

ウェットウェル気相部７内のガスをドライウェル４内に還流する目的で、真空破壊弁９が設けられている。真空破壊弁９はたとえば８個など複数個設置されるが、図５では１個のみを表示している。

真空破壊弁９は、ウェットウェル５の壁面に設ける方法、ウェットウェル５の天井に設ける方法、ＬＯＣＡベント管８に設ける方法がある。真空破壊弁９は、ウェットウェル５内の圧力がドライウェル４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９の設定圧は、たとえば約２ｐｓｉ（約１３．７９ｋＰａ）である。真空破壊弁９は、原子炉格納容器３の一部を構成する。

（外部ウェルの説明）
さらに、ドライウェル４とウェットウェル５の外部に外部ウェル３２が設けられている。外部ウェル３２はドライウェル共通部壁４ｂを介してドライウェル４と隣接し、ウェットウェル共通部壁５ａを介してウェットウェル５と隣接している。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内の雰囲気は窒素により置換され酸素濃度を低く制限されている。酸素濃度は例えば３．５％以下に制限されている。外部ウェル３２はドライウェル４およびウェットウェル５と同等の耐圧性と気密性を有している。

外部ウェル３２の材質は、鉄筋コンクリート製（ＲＣ）、ＳＣ造、鋼製など原子炉格納容器３と同じもの全てが使用可能である。鉄筋コンクリート製の場合は、原子炉格納容器３と同様に内面にライナーが敷設される。図７に示すように、本従来例における外部ウェル３２の平面形状は矩形でドライウェル４およびウェットウェル５の外壁の一部を囲むように構成されている。

（図７：スクラビングプールの説明）
さらに、外部ウェル３２内に内部に水を貯えたスクラビングプール３３が設けられ、上部は上蓋３３ａで覆われている（図７参照）。上蓋３３ａとプール水の間には空間３３ｂがある。上蓋３３ａの上部に空間３３ｂに開口した第１の出口配管３３ｃが設けられている。第１の出口配管３３ｃの一端に金属ファイバーフィルター３４が接続して設けられている。さらに、金属ファイバーフィルター３４に接続して他端が外部ウェル３２の内部に開口する第２の出口配管３４ａがある。

空間３３ｂはガスベント配管２２から原子炉格納容器３内のガスがベントされる際に水位上昇が発生した場合に必要となる。また、上蓋３３ａは地震時のスロッシングで水が流出することを防止するために必要である。通常時だけではなく事故時に地震が発生してスロッシングで水が流出することを防止する必要がある。スクラビングプール３３のプール水量は本従来例では約５００ｍ３と大きいためスクラビングプールの平面形状は矩形としている（図６を参照）。

（PCCSの構成の説明）
次に、図５に基づいて静的格納容器冷却系（PCCS）１２の構成を説明する。原子炉格納容器３および外部ウェル３２の上部に冷却水プール１３が設けられ、内部に冷却水１４を蓄えている。冷却水プール１３はプール型とタンク型の例がある。図５ではプール型のものを表示している。プール型の場合は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３および外部ウェル３２の上部に設けられているが、原子炉格納容器３および外部ウェル３２の横に設けることもできる。

冷却水プール１３内には熱交換器１６が設置されている。熱交換器１６の少なくとも一部は冷却水１４に水没するように設置される。本従来例では、熱交換器１６は冷却水１４に完全に水没するように設置される例を示している。

熱交換器１６は複数個設置される場合が多いが、図５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８参照）。熱交換器１６は全体で少なくとも崩壊熱相当の蒸気を凝縮する冷却容量を有している。

図５では、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の内部に設置例を示しているが、この例には限定されない。たとえば、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は冷却水プール１３の外部に突出して設置される例もある。

熱交換器１６の入口プレナム１７にはウェットウェル・ガス供給配管４８が接続されている。ウェットウェル・ガス供給配管４８は一端がウェットウェル気相部７に開口しウェットウェル５の側壁を貫通しアウターウェル３２の内部をとおりアウターウェル３２のトップスラブ３２ａを貫通してもう一端が入口プレナム１７に接続している。本従来例では、さらにドライウェル・ガス供給配管２０が設けられている。ドライウェル・ガス供給配管２０の一端はドライウェル４の内部に開口しドライウェル４の側壁を貫通しアウターウェル３２の内部をとおりアウターウェル３２のトップスラブ３２ａを貫通しもう一端はウェットウェル・ガス供給配管４８に接続している。ドライウェル・ガス供給配管２０には隔離弁２０ａが設けられ通常運転中は閉鎖している。

また、熱交換器１６の出口プレナム１８の下部に凝縮水戻り配管２１が接続されている。凝縮水戻り配管２１は、外部ウェル３２のトップスラブ３２ａを貫通して外部ウェル３
２の内部を通り、先端がウェットウェル５の内部の圧力抑制プール６に浸漬するように設置されている（特許文献１の図１を参照）。このように凝縮水戻り配管２１は外部ウェル３２の内部を通るように設置されるので、凝縮水が漏洩してＣｓＩ等の放射性物質が直接環境に放出されない構造となっている。本従来例では、凝縮水戻り配管２１の先端は、一例として圧力抑制プール６に浸漬するように設置されているが、この例には限定されない。ドライウェル４の内部に導く例やＬＯＣＡベント管８の内部に導かれている例もある。

しかし、ＬＯＣＡベント管８の内部に導く方法にはＬＯＣＡ時にＬＯＣＡベント管８の圧損を増加させるという課題がある。また、ドライウェル４に導く場合には水封のためにＰＣＣＳドレンタンクを設置する必要がありスペースに余裕がないと採用できないという課題がある。

原子炉格納容器３内の雰囲気には炉心溶融事故が発生した場合には、ＣｓＩ等の粒子状放射性物質が大量に含まれているが、熱交換器１６で蒸気が凝縮する際にＣｓＩ等の粒子状放射性物質は凝縮水にほとんど移行する。そのＣｓＩを大量に含んだ凝縮水は凝縮水戻り配管２１により圧力抑制プール６のプール水に還流し保持されるので、本従来例の静的格納容器冷却フィルターベントシステムは、原子炉格納容器３内に浮遊する粒子状放射性物質を静的に除去するように構成されている。

したがって、本従来例では、全交流電源喪失（ＳＢＯ）により炉心溶融事故に至った場合であっても、あたかも動的な格納容器スプレーにより粒子状放射性物資を除去して圧力抑制プール６のプール水に還流しているのと同等の効果が得られる。また、凝縮水戻り配管２１はＬＯＣＡベント管８の内部に設置しないのでＬＯＣＡ時にＬＯＣＡベント管の圧損を増大させることがない構造となっている。

さらに、熱交換器１６の出口プレナム１８の上部にはガスベント配管２２が接続されている。ガスベント配管２２は外部ウェル３２のトップスラブ３２ａを貫通して外部ウェル３２の内部を通り、先端はさらにスクラビングプール３３の水の中に浸漬して設置されている。このようにガスベント配管２２は外部ウェル３２の内部を通るように設置されるので、ガスが漏洩して放射性希ガス、有機ヨウ素、ＣｓＩ等の放射性物質が直接環境に放出されない構造となっている。この内、ＣｓＩ等の粒子状放射性物質は、スクラビングプール３３のプール水で除去され、さらに、金属ファイバーフィルター３４により水滴等にキャリーオーバーされたものも除去される構成になっている。

これにより、ＣｓＩ等の粒子状放射性物質が環境に放出されて土地が汚染され周辺住民の方達に長期間の移住をしていただく必要性を削除することが可能となっている。また、放射性希ガスと有機ヨウ素は第２の出口配管３４ａから外部ウェル３２の内部に放出され外部ウェル３２の内部に保持される。これにより従来のフィルタ－ベントシステムが作動時に放射性希ガスと有機ヨウ素を環境に直接放出するため、事前に周辺住民の方達に緊急避難をしていただいたりヨウ素剤を服用していただいたりする必要性を削除することが可能になっている。

また、本従来例では、過酷事故時に燃料被覆管の金属－水反応で大量に発生する水素についても、ガスベント配管２２により外部ウェル３２の内部に放出されるため、ドライウェル４およびウェットウェル５の過酷事故時の圧力を十分低く保つことが可能である。外部ウェル３２の内部の雰囲気は窒素で置換されているので、大量の水素が閉じ込められても爆轟することがない。

（冠水配管の説明）
また、本従来例では、下部ドライウェルを冠水するためにペデスタル６１の壁を貫通し一端が下部ドライウェル（ペデスタルキャビティ）６１ａ内に導かれ他端が圧力抑制プール６内に開口する冠水配管６８が設けられている。冠水配管６８の下部ドライウェル６１ａ内の部分には冠水弁６７が設けられている。また、冠水配管６８には逆止弁６９が設けられている。逆止弁６９を設けたことでドライウェル４内の圧力が上昇した場合でも下部ドライウェル６１ａ内の高温水が圧力抑制プール６に逆流することを防止できる。冠水配管６８の設置位置はＬＯＣＡベント管８と重ならないようにたとえば、ＬＯＣＡベント管とＬＯＣＡベント管の中間の位置として全体で１０個設置されている（図６を参照）。

冠水弁６７は溶融弁を使用することが可能である。溶融弁はデブリの熱で溶融して開になる。しかし、溶融弁以外にもＳＢＯ時に作動用電源を必要としないものは全て使用可能である。たとえば、爆破弁は作動に火薬を使用するので採用可能である。作動にはデブリの熱を検知する温度高の信号を使用する。また、バネ式弁も作動にバネの力を使用するので採用可能である。バネを抑えているワイヤーがデブリの熱で溶融することにより開になる。さらに、信頼性を向上させるため、たとえば、１０個の冠水弁の内５個を爆破弁として残りの５個をバネ式弁にすることがある。また、５個を溶融弁として残りの５個を爆破弁とすることがある。あるいは、溶融弁、爆破弁、バネ式弁の少なくとも２種類以上を混在して使用することがある。

（図８：PCCS熱交の説明）
図８は、従来の静的格納容器冷却系内の熱交換器の例を示す立断面図である。図８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８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８では簡略化して２本のみを表示している。伝熱管１９の外部には冷却水１４（図５参照）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にはウェットウェル・ガス供給配管４８が接続し、ウェットウェル気相部７内の窒素、水素、酸素、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３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、酸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、外部ウェル３２内のスクラビングプール３３のプール水の中に浸漬して設置されている。出口プレナム１８内の非凝縮性ガスは、ガスベント配管２２を通りスクラビングプール３３のプール水を押し下げて水中にベントされた後、上蓋３３ａとスクラビング水３３ｃの間の空間３３ｂに移行する。その後、第１の出口配管３３ｄ、金属ファイバーフィルター３４、第２の出口配管３４ａを通り外部ウェル３２の内部に移行する。

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。

（機能の説明）
次に、このように構成された従来の静的格納容器冷却系１２の機能について説明する。

過酷事故が発生して原子炉圧力容器２内で炉心１の損傷が始まると高温化した炉心燃料の被覆管と冷却水が金属-水反応を起こし大量の水素が発生する。この水素は逃がし安全弁７２により圧力抑制プール６に放出されウェットウェル気相部７に移行する。ウェットウェル気相部７は窒素で置換されて酸素濃度を低く抑えてあるため水素の爆轟は発生しない。最初から存在していた窒素に水素が加わりウェットウェル気相部７の圧力が増加する。高圧化したウェットウェル気相部７の混合ガスはウェットウェル・ガス供給配管４８により熱交換器１６内に導かれさらにガスベント配管２２によって外部ウェル３２内のスクラビングプール３３に放出される。この混合ガスはさらに空間３３ｂ、第1の出口配管３３ｄ、金属ファイバーフィルター３４、第２の出口配管３４ａをとおり外部ウェル３２の内部に放出される。外部ウェル３２の内部は窒素置換されて酸素濃度を低く抑えてあるため水素の爆轟は発生しない。

さらに、炉心燃料の溶融が進展すると原子炉圧力容器２の底部を溶融してデブリ（溶融した炉心１の残骸で崩壊熱によって発熱し高温化した物質）がペデスタルキャビティ―（下部ドライウェル）６１ａの下部に落下する。デブリの熱で冠水弁６７が開になり圧力抑制プール６からプール水が冠水配管６８をとおり下部ドライウェル６１ａに流入しデブリを冠水する。その際に大量の蒸気が発生する。この蒸気はドライウェル４内に最初から存在していた窒素と混合しドライウェル４内の圧力を急上昇させる。この蒸気と窒素の混合ガスはLOCAベント管８をとおり圧力抑制プール６に放出される。その際、蒸気は圧力抑制プール６のプール水によって冷却され凝縮する。窒素は凝縮されないためウェットウェル気相部７に放出される。この窒素はさらにウェットウェル・ガス供給配管４８によって熱交換器１６に導かれさらにガスベント配管２２によってスクラビングプール３３にベントさ最終的に外部ウェル３２の内部にベントされる。この過程によりドライウェル４内の雰囲気はほぼ蒸気によって占められるようになる。一方、ウェットウェル気相部７は主に窒素と水素で占められるようになる。酸素濃度は２％程度に低減している。

下部ドライウェル６１ａの底部に落下したデブリには崩壊熱があり下部ドライウェル６１ａの下部に溜まった水を加熱して蒸気を発生し続ける。この蒸気は継続的にLOCAベント管８によって圧力抑制プール６に放出されプール水を高温化させる。プール水はやがて飽和になりその後は蒸気を凝縮できなくなり蒸気はウェットウェル気相部７に放出されるようになる。その結果ウェットウェル気相部７が再び高圧化してウェットウェル気相部７内のガスがウェットウェル・ガス供給配管４８によって熱交換器１６に導かれる。蒸気は熱交換器１６によって冷却され凝縮水となり出口プレナム１８の下部に溜まり凝縮水戻り配管２１によって圧力抑制プール６に還流する。窒素と水素と酸素はガスベント配管２２によって外部ウェル３２内のスクラビングプール３３にベントされ最終的に外部ウェル３２の内部にベントされる。この過程によりウェットウェル気相部７もほぼ蒸気によって占められるようになる。

ウェットウェル気相部７には非凝縮性ガスが存在しなくなるためガスベント配管２２からスクラビングプール３３へのガスのベントは停止する。この段階で熱交換器１６の伝熱管１９、出口プレナム１８、ガスベント配管２２の内部には一部の窒素と水素と酸素が残存するが酸素濃度が低く抑えられているため水素の爆轟は発生しない。

このように図５に示した従来の静的格納容器冷却系の場合には、過酷事故時には静的格納容器冷却系による蒸気の冷却が本格的に開始される段階ではドライウェル４内とウェットウェル気相部７はほぼ蒸気によって占められるようになる。ドライウェル４内とウェットウェル気相部７に存在していた窒素と酸素はほぼ全量外部ウェル３２にベントされる。また、炉心から発生した大量の水素もほぼ全量外部ウェル３２にベントされる。

このように非凝縮性ガスのほぼ全量が外部ウェル３２にベントされると従来の静的格納容器冷却系１２による非凝縮性ガスの排気は停止し、ごく一部の非凝縮性ガスが伝熱管１９と出口プレナム１８とガスベント配管２２の内部に残存する。この非凝縮性ガスの主成分は窒素と水素である。このガスには酸素は約２％しか含まれていないため水素が爆轟することはない。

しかし、過酷事故時には、下部ドライウェル６１ａの下部にデブリ冠水用の水がありこの水がデブリからの放射線によって分解して水素と酸素が発生する。また、圧力抑制プール６のプール水にトラップされた放射性物質からの放射線によってプール水が分解して水素と酸素が発生する。放射線分解による水素と酸素の発生量はG値（１００eVあたりの発生分子数）の大きさに依存している。G値は小さいので放射線分解による水素と酸素の発生量は大きくはない。また、水素と酸素の発生量はプラント出力にも依存している。1350MWeクラスのプラントの場合は事故の条件にもよるが事故時の原子炉格納容器内の圧力温度条件で水素が約５ｍ３／ｈ、酸素が約２．５ｍ３／ｈである。ドライウェル４とウェットウェル気相部７の自由空間体積は合計で約１３３００ｍ３であり事故時には大量の蒸気で占められているためドライウェル４とウェットウェル気相部７で水素と酸素が可燃性限界を超えることは短時間では発生しない。

ドライウェル４内の放射線分解で発生した水素と酸素は水蒸気に随伴されて逃がし安全弁７２もしくはLOCAベント管８によって圧力抑制プール６のプール水に放出されてウェットウェル気相部７に移行する。蒸気の流量は非常に大きい（約１００００ｍ３／ｈ）ためドライウェル４内の放射線分解で発生した水素と酸素は蒸気とともにウェットウェル気相部７に移行しドライウェル４内で水素と酸素が長時間でも可燃性限界を超えることはない。ドライウェル４内で発生する大量の蒸気がウェットウェル５に移行することによってドライウェル４は換気されている。これは圧力抑制型格納容器の固有安全性の一つである。

圧力抑制プール６のプール水の放射線分解で発生した水素と酸素およびドライウェル４から移行してきた放射性分解による水素と酸素は過酷事故時に高温化したプール水から発生する大量の蒸気によって随伴されてウェットウェル・ガス供給配管４８から熱交換器１６に吸引されその後ガスベント配管２２によって外部ウェル３２内に排気される。従って、ウェットウェル気相部７内で放射線分解によって発生した水素と酸素が長時間でも可燃性限界を超えることはない。これは図５に示した従来の静的格納容器冷却系と外部ウェル３２による固有安全性の一つである。外部ウェル３２がなければこの固有安全性は得られない。

また、外部ウェル３２の内部には大量の窒素と水素があり酸素濃度が低く制限されている（初期酸素濃度が３．５％の場合は水素による希釈で約２％に低減する）ので放射線分解による水素と酸素がベントされてきても可燃性限界を容易に超えることはない。

しかし、ウェットウェル気相部７内の放射線分解による低濃度の水素と酸素がウェットウェル気相部７の大量の蒸気によってウェットウェル・ガス供給配管４８をとおり熱交換器１６の伝熱管１９に到達すると蒸気が凝縮するので伝熱管１９の内部で水素と酸素の濃度が上昇する。伝熱管１９の内部にはもともと外部ウェル３２にベントされずに残存していた窒素と水素が５０％程度の濃度で存在している。つまり、非凝縮性ガスが５０％程度存在し残りの５０％程度は蒸気が存在している。蒸気は凝縮してもその分の蒸気がウェットウェル・ガス供給配管４８から連続的に供給されるためその割合はほぼ一定している。伝熱管１９の内部に残存していた窒素と水素の混合ガスには酸素がほとんど含まれていない（水素による希釈で酸素濃度は約２％）ので放射線分解による水素と酸素が伝熱管１９の内部に流入してきても直ちに可燃性限界を超えることはない。

しかし、放射線分解による水素と酸素は原子炉格納容器３の内部で連続的に発生し微量ではあるが連続的に伝熱管１９の内部に供給されてくる。この追加の水素と酸素によって伝熱管１９の内部にあった窒素と水素は出口プレナム１８とガスベント管２２に押し出され連続的にスクラビングプール３３にベントされる。その量は放射線分解よって新たに発生した水素と酸素の発生量と同一である。つまり、かなりゆっくりとしたスピードでガスベント管２２内の窒素と水素はスクラビングプール３３に押し出されていく。この過程が進行すると伝熱管１９、出口プレナム１８、ガスベント配管２２の内部の非凝縮性ガスの組成はほぼ水素２、酸素１となる。非凝縮性ガスの割合がほぼ５０％とすると、蒸気５０％、水素３３％、酸素１７％の混合ガスが静的格納容器冷却系１２の内部に形成されることになる。この混合ガスは水素の爆轟限界を超えているので爆轟の恐れがある。スクラビングプール３３の上部の空間３３ｂもほぼ同様にこの混合ガスで占められることになり爆轟の恐れがある。この状態に達するのは放射線分解による水素と酸素の発生割合、つまり、G値の大きさに依存している。過酷事故発生後数日でこの状態になると考えられる。このように静的格納容器冷却系１２の内部に長期で可燃性ガスが形成されることは防止する必要がある。

従来の可燃性ガス対策として白金パラジウムなどの触媒がある。これはドライウェル４内及びウェットウェル５内に触媒を設置して水素と酸素を再結合させるものである。しかし、ドライウェル４内の可燃性ガスはLOCAベント管８もしくは逃がし安全弁７２の逃がし配管７３によってウェットウェル５に排気されるのでドライウェル４内に触媒を設置しても再結合の効果は少ない。また、ウェットウェル５内の可燃性ガスは静的格納容器冷却系１２のウェットウェル・ガス供給配管４８によって熱交換器１６に排気されるのでウェットウェル５内に触媒を設置しても再結合の効果は少ない。このように静的格納容器冷却系１２の内部に形成される可燃性ガスに対しては、ドライウェル４内及びウェットウェル５内に可燃性ガスが蓄積しないので従来のドライウェル４及びウェットウェル５の内部に触媒を設置する対策は効果が少ない。

触媒を静的格納容器冷却系１２の内部に設置することは効果があるが静的格納容器冷却系１２の内部で触媒を設置できる空間があるのは出口プレナム１８の内部に限られる。伝熱管１９及びガスベント配管２２の内部はガスの円滑な流れを阻害するため触媒を設置することはできない。このため伝熱管１９及びガスベント配管２２の内部で可燃性ガスが爆轟する恐れがある。また、出口プレナム１８内の触媒が可燃性ガスを再結合させる際に発熱して高温化するため静的格納容器冷却系１２の内部の熱バランスが崩れて本来の冷却効果が阻害される恐れがあるという問題がある。

また、触媒による可燃性ガスの再結合には一定の時間を要するため可燃性ガスが徐々に時間をかけて生成される場合には有効であるが伝熱管１９の内部で蒸気が凝縮して可燃性ガスの濃度が短時間で高くなる現象には追随することができない。高濃度の可燃性ガスが出口プレナム１８に排出されて既に爆轟限界を超えている状況で触媒を設けても爆轟を防止できる保証はなくむしろ爆轟を発生させる恐れがある。

従来の可燃性ガス濃度制御系（FCS）もドライウェル４及びウェットウェル５内の可燃性ガスを原子炉格納容器３の外部に取り出して再結合させる機能である。従って、従来の可燃性ガス濃度制御系（FCS）も静的格納容器冷却系１２の内部に形成される可燃性ガスに対しては効果が少ない。可燃性ガス濃度制御系（FCS）が採用される前の旧式の対策である格納容器雰囲気希釈システム（CAD）による格納容器内への窒素注入は効果があるが放射線分解による水素と酸素の発生は停止しないので窒素注入を継続する必要があり格納容器内圧を上昇させるので得策ではない。同様に圧力変動吸着法（PSA）による窒素生成と格納容器内への窒素注入は放射線分解による水素と酸素の発生は停止しないので窒素注入を継続する必要があり格納容器内圧を上昇させるので得策ではない。

特開２０１６－１４６４０号公報

解決しようとする問題点は、過酷事故時に静的格納容器冷却系１２の内部に水の放射線分解により蓄積する水素と酸素の濃度が爆轟限界を超えることに対して従来の触媒と可燃性濃度制御系（FCS）では静的格納容器冷却系１２の内部の酸素濃度を可燃性限界以下に制限できない点である。また、従来の原子炉格納容器の外部から窒素を注入する対策では放射線分解による水素と酸素の発生は停止しないため窒素の注入を継続する必要があり原子炉格納容器の内圧を上昇させずに静的格納容器冷却系１２の内部の酸素濃度を制限できない点である。

本発明は、アウターウェル３２内のガスを原子炉格納容器３内に還流し原子炉格納容器３内の酸素濃度を低減し静的格納容器冷却系１２及びスクラビングプール３３の内部の酸素濃度を制限し静的格納容器冷却系１２及びスクラビングプール３３の内部で可燃性ガスの形成を防止することを最も主要な特徴とする。

本発明の実施形態によれば、全交流電源喪失（ＳＢＯ）等により炉心溶融を伴う過酷事故が発生した場合であっても、静的格納容器冷却系及びスクラビングプール内の酸素濃度を制限して原子炉格納容器の圧力を上昇させることなく水素の爆轟を防止することができる。

図１は本発明の第１の実施形態に係わる原子力プラントの原子炉格納容器まわりの構成を示す立断面図である。 図２は本発明の第１の実施形態に係わる原子力プラントの原子炉格納容器まわりの構成を示す平面図である。 図３は本発明の第２の実施形態に係わる原子力プラントの原子炉格納容器まわりの構成を示す立断面図である。 図４は本発明の第３の実施形態に係わる原子力プラントの原子炉格納容器まわりの構成を示す立断面図である。 図５は従来の静的格納容器冷却系と原子炉格納容器の構成の例を示す立断面図である。 図６は従来の原子力プラントの原子炉格納容器まわりの構成の例を示す平面図である。 図７は従来の原子力プラントのスクラビングプールの構成を示す立断面図である。 図８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。

以下、図１～図４を参照して本発明の実施形態に係る静的格納容器冷却系内の可燃性ガス濃度制御システムを有する原子力プラントについて説明する。ここで、前述の従来技術と同一または類似の部分について、また下記の実施形態どうしで同一または類似の部分については、共通の符号を付して、重複説明は省略し要部のみを説明する。

（原子炉格納容器の説明）
図１は、本発明の第１の実施形態に係わる原子力プラントの原子炉格納容器まわりの構成を示す立断面図である。また、図２は、本発明の第１の実施形態に係わる原子力プラントの原子炉格納容器まわりの構成を示す平面図である。図１および図２に示す実施形態は、ＲＣＣＶと呼ばれる原子炉格納容器を使用しているが、原子炉格納容器の型式はＲＣＣＶに限定されない。圧力抑制プールによる圧力抑制機能を持つ全ての圧力抑制型の原子炉格納容器に普遍的に適用される。また、材質もＳＣ造や鋼製など他のものも使用可能である。

図１において、炉心１は原子炉圧力容器２の内部に収納されている。原子炉圧力容器２は、原子炉格納容器３内に収納されている。原子炉格納容器３は円筒形状をしている。（図２を参照。）

原子炉格納容器３の内部は、原子炉圧力容器２を収納するドライウェル４と、ウェットウェル５とに区分けされており、ドライウェル４とウェットウェル５とは原子炉格納容器
３の一部を構成する。ウェットウェル５は内部に圧力抑制プール６を形成している。圧力抑制プール６の上方にはウェットウェル気相部７が形成されている。ドライウェル４とウェットウェル５の外壁部は一体化して原子炉格納容器３の円筒状の外壁部を構成している。ドライウェル４の天井部は平板になっておりこの部分をドライウェル４のトップスラブ４ａと呼ぶ。原子炉格納容器３内の雰囲気は窒素で置換されている。これにより通常運転中の原子炉格納容器３内の酸素濃度は例えば３．５％以下に制限される。

（アウターウェルの説明）
本実施形態においては、さらに、ドライウェル４とウェットウェル５の外部に外部ウェル３２を設ける。外部ウェル３２はドライウェル共通部壁４ｂを介してドライウェル４と隣接し、ウェットウェル共通部壁５ａを介してウェットウェル５と隣接している。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されている。これにより通常運転中のアウターウェル３２内の酸素濃度は例えば３．５％以下に制限される。外部ウェル３２はドライウェル４およびウェットウェル５と同等の耐圧性と気密性を有する。外部ウェル３２の材質は鉄筋コンクリート製（ＲＣ）、ＳＣ造、鋼製など原子炉格納容器３と同じもの全てが使用可能である。鉄筋コンクリート製の場合は、原子炉格納容器３と同様に内面にライナーが敷設される。図２に示すように、本実施形態における外部ウェル３２の平面形状は円形で原子炉格納容器３のドライウェル共通部壁４ｂとウェットウェル共通部壁５ａの周囲を完全に取り囲むように構成されているが、外部ウェル３２の平面形状はこれに限定されない。原子炉格納容器３のドライウェル共通部壁４ｂとウェットウェル共通部壁５ａの周囲を完全に取り囲むように隣接していれば任意の形状で良い。例えば、台形、多角形、楕円形などがある。

（スクラビングプールの説明）
さらに、外部ウェル３２内に内部に水を貯えたスクラビングプール３３を設け、上部を上蓋３３ａで覆う（図７を参照）。上蓋３３ａとプール水の間には空間３３ｂを設ける。上蓋３３ａの上部に空間３３ｂに開口した出口配管３３ｃを設ける。出口配管３３ｃの一端に金属ファイバーフィルター３４を接続して設ける。さらに、金属ファイバーフィルター３４に接続して他端がアウターウェル３２の内部に開口する第２の出口配管３４ａを設ける。空間３３ｂは静的格納容器冷却系１２のベント管２２から原子炉格納容器３内のガスがベントされる際に水位上昇が発生した場合に必要となる。また、上蓋３３ａは地震時のスロッシングで水が流出することを防止するために必要である。スクラビングプール３３と金属ファイバーフィルター３４は図では１個のみを表示しているが複数個設置することもある。例えば、静的格納容器冷却系１２の熱交換器１６を４基設置し、ガスベント管２２を４本設置し、スクラビングプール３３と金属ファイバーフィルター３４を４基設置する。あるいは、熱交換器１６を４基設置し、ガスベント管２２を２本に統合し、スクラビングプール３３と金属ファイバーフィルター３４を２基設置するなどが考えられる。スクラビングプール３３、上蓋、空間３３ｂは一体化したタンクとしても良い。

スクラビングプール３３の体積は合計で約２４０ｍ３である。例えば、プール水が約２００m３、空間３３ｂは約４０m３である。但し、この数値は設計に応じて変動する。冷却材喪失事故時にドライウェル４内に破断流から発生する崩壊熱相当を大幅に超える大量の蒸気はLOCAベント管８をとおり圧力抑制プール６のプール水によって凝縮する。本実施形態の静的格納容器冷却系１２はウェットウェル気相部７からガスを吸引するため冷却材喪失事故時の大量の蒸気を吸引することがない。また、過酷事故時にウェットウェル気相部７に発生する崩壊熱相当の蒸気は静的格納容器冷却系１２の熱交換器１６で凝縮する。そのためスクラビングプール３３に大量の蒸気がベントされることはない。本実施形態のスクラビングプール３３は冷却材喪失事故時の大量の蒸気を凝縮する機能はない。このためプール水の量は少なくできスクラビングプール３３の体積も小さくできる。

（PCCSの説明）
次に、静的格納容器冷却系（PCCS）１２について説明する。図１に示すように原子炉格納容器３および外部ウェル３２の上部に冷却水プール１３が設けられ内部に冷却水１４を蓄えている。冷却水プール１３はプール型とタンク型のいずれでも良い。図１ではプール型のものを表示している。プール型の場合は上部を上蓋で覆う。また、冷却水プール１３の上部の気相部分には環境へ蒸気を放出する排気口１５が設けられている。

冷却水プール１３内には熱交換器１６が設置されている。熱交換器１６の少なくも一部は冷却水１４に水没するように設置される。本実施形態では、熱交換器１６は冷却水１４に完全に水没するように設置される例を示している。熱交換器１６は全体で少なくとも崩壊熱相当の蒸気を凝縮する冷却容量を有している。熱交換器１６の入口プレナム１７にはウェットウェル・ガス供給配管４８が接続されている。

また、熱交換器１６の出口プレナム１８の下部に凝縮水戻り配管２１が接続されている。凝縮水戻り配管２１は外部ウェル３２のトップスラブ３２ａを貫通して外部ウェル３２の内部を通り、先端がウェットウェル５の内部の圧力抑制プール６に浸漬するように設置されている。このように凝縮水戻り配管２１は外部ウェル３２の内部を通るように設置されるので凝縮水が漏洩してＣｓＩ等の放射性物質が直接環境に放出されない構造となっている。原子炉格納容器３内の雰囲気には炉心溶融事故が発生した場合にはＣｓＩ等の粒子状放射性物質が大量に含まれているが、熱交換器１６で蒸気が凝縮する際にＣｓＩ等の粒子状放射性物質は凝縮水にほとんど移行する。そのＣｓＩを大量に含んだ凝縮水は凝縮水戻り配管２１により圧力抑制プール６のプール水に還流し保持されるので本実施形態の静的格納容器冷却系は原子炉格納容器３内に浮遊する粒子状放射性物質を静的に除去するように構成されている。従って、本実施形態では、全交流電源喪失（ＳＢＯ）により炉心溶融事故に至った場合であっても、あたかも動的な格納容器スプレーにより粒子状放射性物資を除去して圧力抑制プール６のプール水に還流しているのと同等の効果が得られる。また、凝縮水戻り配管２１はＬＯＣＡベント管８の内部に設置しないのでＬＯＣＡ時にＬＯＣＡベント管の圧損を増大させることがない構造となっている。

さらに、熱交換器１６の出口プレナム１８の上部にはガスベント配管２２が接続されている。ガスベント配管２２は外部ウェル３２のトップスラブ３２ａを貫通して外部ウェル３２の内部を通り先端はさらにスクラビングプール３３のプール水の中に浸漬して設置されている。このようにガスベント配管２２は外部ウェル３２の内部を通るように設置されるのでガスが漏洩して放射性希ガス、有機ヨウ素、ＣｓＩ等の放射性物質が直接環境に放出されない構造となっている。この内、ＣｓＩ等の粒子状放射性物質は、スクラビングプール３３のプール水で除去され、さらに、金属ファイバーフィルター３４により水滴等にキャリーオーバーされたものも除去される構成になっている。これによりＣｓＩ等の粒子状放射性物質が環境に放出されて土地が汚染され周辺住民の方達に長期間の移住をしていただく必要性を削除することが可能となっている。また、放射性希ガスと有機ヨウ素は出口配管３４ａから外部ウェル３２の内部に放出され外部ウェル３２の内部に保持される。これにより従来のフィルターベントシステムが作動時に放射性希ガスと有機ヨウ素を環境に直接放出するため事前に周辺住民の方達に緊急避難をしていただいたりヨウ素剤を服用していただいたりする必要性を削除することが可能になっている。

また、本実施形態では、過酷事故に高温化した燃料被覆管の金属-水反応により大量に発生する水素についても、前記ガスベント配管２２により前記外部ウェル３２の内部に放出されるためドライウェル４及びウェットウェル５の過酷事故時の圧力を十分低く保つことが可能である。外部ウェル３２の内部の雰囲気は窒素で置換されているので大量の水素が閉じ込められても爆轟することがない。

（冠水配管の説明）
また、本実施形態では、下部ドライウェルを冠水するためにペデスタル６１の壁を貫通し一端が下部ドライウェル６１ｂ内に導かれ他端が圧力抑制プール６内に開口する冠水配管６８を設ける。冠水配管６８の下部ドライウェル６１ｂ内の部分には冠水弁６７を設ける。また、冠水配管６８には逆止弁６９を設ける。逆止弁６９を設けたことでドライウェル４内の圧力が上昇した場合でも下部ドライウェル６１ｂ内の高温水が圧力抑制プール６に逆流することを防止できる。冠水配管６８の設置位置はＬＯＣＡベント管８と重ならないように例えば、ＬＯＣＡベント管とＬＯＣＡベント管の中間の位置として全体で１０個設置する（図２を参照）。

冠水弁６７は従来と同じ溶融弁を使用することが可能である。しかし、溶融弁以外にもＳＢＯ時に作動用電源を必要としないものは全て使用可能である。例えば、爆破弁は作動に火薬を使用するので採用可能である。また、バネ式弁も作動にバネの力を使用するので採用可能である。さらに、信頼性を向上させるため、例えば、１０個の冠水弁の内５個を爆破弁として残りの５個をバネ式弁にすることがある。また、５個を溶融弁として残りの５個を爆破弁とすることがある。あるいは、溶融弁、爆破弁、バネ式弁の少なくとも２種類以上を混在して使用することがある。

（iCADの説明）
本実施形態では、さらに、アウターウェル３２の内部に格納容器内雰囲気希釈システム（以下、iCADと略記する。）８０を設ける。iCAD８０は送風手段８１、吸気配管８２及び排気配管８３からなる。送風手段８１は送風し得る全てのものが使用可能である。例えば、コンプレッサー、ポンプ、ファンなどが使用可能である。送風手段８１の送風量は例えば約１００ｍ３／ｈである。但し、この送風量は設計によって変動する。送風手段８１には吸気配管８２と排気配管８３が接続している。吸気配管８２の他端はアウターウェル３２の内部に開口している。排気配管８３の他端は原子炉格納容器３の気相部に開口している。本実施形態ではウェットウェル気相部７に開口している例を示している。吸気配管８２には入口弁８４を設ける。入口弁８４は電動弁を一例として示しているが他の弁も使用可能である。例えば、空気作動弁、爆破弁、逆止弁、バネ弁などの弁が使用可能である。排気配管８３には出口弁８５を設ける。出口弁８５は一例として逆止弁を示しているが他の弁も使用可能である。例えば、電動弁、空気作動弁、爆破弁、バネ弁などの弁が使用可能である。ただし、送風手段８１自体に閉鎖機能がある場合は入口弁８４及び出口弁８５は必須ではない。iCAD８０には電源８６から電力を供給する。電源８６は恒設のものを設けてもよいが時間余裕がある場合は可搬式の電源を使用してもよい。

（アキュムレーターの説明）
本実施形態では、さらに、アキュムレーター８７を設ける。アキュムレーター８７の内部には蓄圧された窒素ガスが保存されている。アキュムレーター８７の容量は例えば原子炉格納容器３の設計圧力（例えば、３１０ｋPa）において窒素ガスを約１００ｍ３放出可能である。アキュムレーター８７の体積は例えば１５m３である。アキュムレーター８７には原子炉格納容器３の気相部に開口した注入配管８８が接続している。注入配管８８には注入弁８９が設けられている。注入弁８９は一例として電動弁を示しているが空気作動弁及び爆破弁も使用可能である。

（機能の説明）
このように構成される本実施形態では、過酷事故時に高温化した燃料被覆管の金属－水反応で発生する大量の水素とドライウェル４内に通常運転時に存在していた窒素と酸素はウェットウェル気相部７に移行する。原子炉圧力容器１内で発生した大量の水素は主に逃がし安全弁７２の逃がし配管７３をとおりウェットウェル気相部７に移行する（図５を参照）。ドライウェル４内の窒素、水素、酸素などの非凝縮性ガスは過酷事故時に発生する大量の蒸気に押し出されてLOCAベント管８をとおりウェットウェル気相部７に移行する。また、ウェットウェル気相部７には通常運転時に存在していた大気圧の窒素と酸素がある。大量の水素とドライウェル４内の非凝縮性ガスがウェットウェル気相部７に追加で移行することによりウェットウェル気相部７の圧力上昇が発生する。ウェットウェル気相部７内の非凝縮性ガスは短期では自らの圧力上昇により長期では過酷事故時に圧力抑制プール６のプール水から発生する蒸気とともにウェットウェル気相部７に開口したウェットウェル・ガス供給配管４８をとおり静的格納容器冷却系１２の熱交換器１６に流入する。蒸気は熱交換器１６の伝熱管１９で凝縮されて凝縮水となり出口プレナム１８と凝縮水戻り配管２１をとおり圧力抑制プール６に還流する。伝熱管１９で凝縮されない非凝縮性ガスは出口プレナム１８とガスベント配管２２をとおりスクラビングプール３３に導かれ最終的にほぼ全てアウターウェル３２の内部に移行する。その結果、ドライウェル４内とウェットウェル気相部７内はほぼ蒸気だけで占められることになる。また、静的格納容器冷却系１２の伝熱管１９、出口プレナム１８、ガスベント配管の内部にはアウターウェル３２に移行しきれなかった非凝縮性ガスが蒸気とともに存在する。その割合は非凝縮性ガスが約５０％、蒸気が約５０％である。このうち非凝縮性ガスが占める体積は１０ｍ３程度で非常にわずかである。これは静的格納容器冷却系１２の伝熱管１９、出口プレナム１８、ベント配管２２の体積の合計が２０m３程度しかないためである。また、この混合ガスの酸素濃度は蒸気によって希釈され１％程度まで低下している。

原子炉格納容器３及びアウターウェル３２の内部は通常運転時に窒素で置換されていて酸素濃度は３．５％以下に制限されているので大量の水素が発生して静的格納容器冷却系１２やアウターウェル３２に移動しても水素の爆轟は発生しない。むしろ、大量の水素の発生によってアウターウェル３２内の酸素濃度は初期の３．５％よりも低下して２％程度になる。また、静的格納容器冷却系１２内の酸素濃度は蒸気によって希釈されて１％程度になる。

過酷事故時に炉心１が溶融すると原子炉圧力容器２の底部に落下しさらに原子炉圧力容器２の底部を溶融貫通して下部ドライウェル６１ａの下部にデブリが落下する。デブリの熱で冠水弁６７が開になり圧力抑制プール６の水が冠水配管６８をとおり下部ドライウェル６１ａに流入しデブリを冠水する。この冠水した水はデブリによって加熱され大量の蒸気を発生し続ける。この蒸気はLOCAベント管８をとおり圧力抑制プール６にベントされて凝縮する。圧力抑制プール６の水が飽和に達すると蒸気の凝縮ができなくなりその後は蒸気はウェットウェル気相部７に移行しさらにウェットウェル・ガス供給配管４８をとおり静的格納容器冷却系１２の熱交換器１６の伝熱管１９に移行して凝縮される。凝縮水は出口プレナム１８に移行し凝縮水戻り配管２１をとおり圧力抑制プール６に還流する。圧力抑制プール６の水は再び冠水配管６８をとおり下部ドライウェル６１ａに還流する。このように蒸気と水は原子炉格納容器３と静的格納容器冷却系１２の内部を還流しその際に蒸気の熱が冷却水プール１３の冷却水１４に移行し冷却水１４が飽和に達した後は冷却水１４から蒸気が発生し排気口１５から環境に放出される。

下部ドライウェル６１ａの底部でデブリを冠水している水はデブリの内部に含まれる大量の核分裂生成物（FP）が発生する放射線を吸収して放射線分解によって水素と酸素を発生する。この放射線分解によって発生する水素と酸素も蒸気に随伴されてLOCAベント管８をとおりウェットウェル気相部７に移行する。下部ドライウェル６１ａでデブリの熱で発生する蒸気の流量は約１００００ｍ３／ｈと非常に大きいため放射線分解で発生する水素と酸素はドライウェル４内にとどまることはなく発生してもすぐにウェットウェル気相部７にベントされる。このためドライウェル４内はほぼ蒸気だけで占められるようになる。従って、ドライウェル４内で水素が爆轟することはない。また、ドライウェル４内に可燃性ガスはほとんど存在しないため従来の可燃性ガス濃度制御系（FCS）のようにドライウェル４内のガスを吸引して再結合する設備は効果がない。

過酷事故時には溶融炉心及びデブリからFPのかなりの部分が原子炉格納容器３の内部に放出される。放出されたFPの一部は原子炉格納容器３の壁や床にプレートアウトやフォールアウトする。しかし、放出されたFPの一部は圧力抑制プール６の水に移行する。これは逃がし安全弁７２の逃がし配管７３やLOCAベント管８をとおり移行する蒸気やガスに随伴されてFPも圧力抑制プール６に移行するために発生する。その量は過酷事故のシナリオによって異なっている。圧力抑制プール６の水は水中に存在するFPが発生する放射線を吸収し放射線分解により水素と酸素を発生する。この放射線分解による水素と酸素はプール水からかなりの量が離脱してウェットウェル気相部７に移行する。

上述のように過酷事故時にはドライウェル４内で放射線分解によって発生した水素と酸素はごく短時間でウェットウェル気相部７に移行する。また。圧力抑制プール６の水から放射線分解で発生した水素と酸素もウェットウェル気相部７に移行する。放射線分解による水素と酸素の発生のスピードはG値によって決まっていてG値は小さいため水素と酸素の発生は非常に穏やかである。ウェットウェル気相部７は通常運転時に窒素置換されていて酸素濃度を３．５％以下に制限している。さらに金属－水反応で発生した大量の水素によって酸素濃度はさらに希釈されて２％程度に低下している。従って、放射線分解で水素と酸素が発生してもウェットウェル気相部７内で水素の爆轟は発生しない。過酷事故時には圧力抑制プール６の水は崩壊熱によって１０数時間で飽和になりその後は崩壊熱相当の大量の蒸気が発生し続ける。この蒸気の流量は約１００００ｍ３／ｈと非常に大きいため放射線分解で発生する水素と酸素はウェットウェル気相部７に留まることはなく発生してもすぐに大量の蒸気に随伴されてウェットウェル・ガス供給配管４８をとおり静的格納容器冷却系１２の熱交換器１６に流入する。水素と酸素は凝縮しないためさらに出口プレナム１８とガスベント配管２２をとおりスクラビングプール３３にベントされ最終的にアウターウェル３２の内部にベントされる。アウターウェル３２の内部は通常運転時に窒素で置換され酸素濃度を３．５％以下に制限されている。さらに金属－水反応で発生した大量の水素が移行してくることによって酸素濃度は希釈されて２％程度に低下している。従って、放射線分解で発生した水素と酸素がアウターウェル３２内に移行してもアウターウェル３２内で水素の爆轟は発生しない。

放射線分解による水素と酸素の発生は穏やかではあるが長期にわたって継続し停止しない。放射線分解で発生した水素と酸素はウェットウェル気相部７に移行し大量の蒸気とともに静的格納容器冷却系１２の内部に流入し続ける。この状態を継続すると静的格納容器冷却系１２の伝熱管１９、出口プレナム１８、ベント配管２２内の酸素濃度は当初の１％程度から上昇し１７％程度になる。また、水素は３３％程度になる。さらに、スクラビングプール３３の空間３３ｂ内の酸素濃度は当初の２％程度から上昇し３４％程度になる。また、水素濃度は６６％程度になる。これらの機器は静的機器で作動部分がないため発火源となるものはない。しかし、このような高濃度の可燃性ガスの形成は防止する必要がある。放射線分解は穏やかな現象なのでこのような高濃度の可燃性ガスが形成されるまでにはかなりの時間余裕がある。

本実施例では格納容器内雰囲気希釈システム（iCAD）８０を作動させることによりアウターウェル３２内の低酸素濃度の非凝縮性ガスをウェットウェル気相部７に還流させる。弁８４を開にして電源８６からの電源供給により送風手段８１を作動させる。そうするとアウターウェル３２内の非凝縮性ガスが吸入配管８２から吸引されて送風手段８１により排気配管８４と逆止弁８５をとおりウェットウェル気相部７に流入する。その流量は約１００ｍ３／ｈである。この流量は設計により変動する。アウターウェル３２内の非凝縮性ガスの酸素濃度は２％程度に制限されている。すなわち、低酸素濃度の非凝縮性ガスである。iCAD80によってウェットウェル気相部７に注入された低酸素濃度の非凝縮性ガスはウェットウェル気相部７に放射線分解で発生してくる水素及び酸素と混合して静的格納容器冷却系１２の内部に導かれる。放射線分解で発生する酸素の流量は非常に小さいためこの混合ガスの酸素濃度は可燃限界（５％）以下に制限される。その結果、iCAD80を作動させると静的格納容器冷却系１２及びスクラビングプール３３の内部に可燃性ガスが形成されることを防止することが可能になる。iCAD80によりウェットウェル気相部７に注入された低酸素濃度の非凝縮性ガスはウェットウェル・ガス供給配管４８により静的格納容器冷却系１２の熱交換器１６にベントされガスベント配管２２をとおり再びアウターウェル３２の内部に還流する。このようにアウターウェル３２と原子炉格納容器３の間で非凝縮性ガスが還流しているだけなのでiCAD80の作動によって原子炉格納容器３の圧力が上昇することはない。

また、本実施形態では、弁８９を開にしてアキュムレーター８７の内部に蓄圧して保存しておいた窒素を注入配管８８によりドライウェル４内に注入することができる。その量は原子炉格納容器３の設計圧力（例えば、約３１０ｋPa）において約１００ｍ３である。約１００ｍ３の窒素を注入しても原子炉格納容器３の自由空間体積は約１３３００ｍ３あるので過酷事故時の原子炉格納容器３の圧力をほとんど上昇させることはない。約１００ｍ３の窒素をドライウェル４の内部に注入するとドライウェル４内の大量の蒸気の流れに随伴されて窒素は短時間でウェットウェル気相部７に移行する。そしてさらにウェットウェル・ガス供給配管４８をとおり静的格納容器冷却系１２の内部に流入する。静的格納容器冷却系１２の伝熱管１９、出口プレナム１８、ベント配管２２の内部には蒸気による希釈効果で酸素濃度が約１％に低減した混合ガスが存在し、スクラビングプール３３の空間３３ｂには水素による希釈効果によって酸素濃度が約２％の非凝縮性ガスが存在している。しかし、アキュムレーター８７から約１００ｍ３の窒素を注入することによってこれらの機器内の酸素濃度をほぼ０にまで一旦低減することが可能になる。これによって放射線分解によって発生する水素と酸素によってこれらの機器の内部に可燃性ガスが形成されるまでの時間を遅らせることが可能になる。これによってiCAD８０の作動開始時間を遅くすることが可能になる。

図３は、本発明の第２の実施形態に係わる原子力プラントの原子炉格納容器まわりの構成を示す立断面図である。本実施形態では、iCAD８０の送風手段８１、吸引配管８２の一部、入口弁８４はアウターウェル３２の外部に設置されている。また、アキュムレーター８７、注入配管８８の一部、注入弁８９はアウターウェル３２の外部に設置されている。このように構成された本実施形態では、過酷事故時にiCAD８０及びアキュムレーター８７の主要部分にアクセスしてこれらが故障した場合などに手動操作を行うことが可能になる。

図４は、本発明の第３の実施形態に係わる原子力プラントの原子炉格納容器まわりの構成を示す立断面図である。本実施形態では、iCAD８０の排気配管８３はドライウェル４に接続している。また、アキュムレーター８７の注入配管８８はウェットウェル気相部７に接続している。本実施形態では、アキュムレーター８７の窒素をより早くウェットウェル気相部７に注入することができ静的格納容器冷却系１２及びスクラビングプール３３内をより早く窒素でイナートすることができる。

（その他の実施形態）
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同様に、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ものである。

１…炉心、２…原子炉圧力容器、３…原子炉格納容器、４…ドライウェル、４ａ…トップスラブ、４ｂ…ドライウェル共通部壁、５…ウェットウェル、５ａ…ウェットウェル共通部壁、６…圧力抑制プール、７…ウェットウェル気相部、８…ＬＯＣＡベント管、８ａ…水平ベント管、９…真空破壊弁、１０…原子炉格納容器上蓋、１１…水遮蔽、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、２０ｂ…隔離弁、２１…凝縮水戻り配管、２２…ガスベント配管、２３…管板、３２…外部ウェル、３２ａ…トップスラブ、３３…スクラビングプール、３３ａ…上蓋、３３ｂ…空間、３３ｃ…第１の出口配管、３４…金属ファイバーフィルター、３４ａ…第２の出口配管、４８…ウェットウェル・ガス供給配管、４９…逆流防止装置、６１…ペデスタル、６１ａ…ペデスタルキャビティ（下部ドライウェル）、６２…ＲＰＶスカート（ベッセル・スカート）、６３…ＲＰＶサポート（ベッセル・サポート）、６６…開口部、６７…冠水弁、６８…冠水配管、６９…逆止弁、７１…主蒸気配管、７２…逃がし安全弁、７３…逃がし配管、８０…格納容器内雰囲気希釈システム（iCAD）、８１…送風手段、８２…吸気配管、８３…排気配管、８４…入口弁、８５…出口弁、８６…電源、８７…アキュムレーター、８８…注入配管、８９…注入弁

Claims (2)

1. 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、前記ドライウェルとＬＯＣＡベント管を介して連結された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、前記ウェットウェル気相部内のガスを前記ドライウェルに環流する真空破壊弁と、を有する原子炉格納容器と、
   前記原子炉格納容器内で前記原子炉圧力容器をＲＰＶスカートを介して支えてその内部にペデスタルキャビティを形成するペデスタルと、
   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し前記ドライウェル共通部壁とウェットウェル共通部壁の周囲を完全に取り囲み前記ドライウェルおよび前記ウェットウェルと同等の耐圧性と気密性を有する外部ウェルと、
   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、
   前記ドライウェルおよび前記外部ウェルの上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もう一端が前記ウェットウェル気相部に接続されて前記ウェットウェル気相部内のガスを前記熱交換器に導くウェットウェル・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され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の水に浸漬して設置され前記熱交換器内のガスを前記外部ウェルに放出するガスベント配管と、
   を有する静的格納容器冷却系と、
   送風手段と、一端が前記送風手段に接続されもう一端が前記外部ウェルの内部に開口した吸気配管と、一端が前記送風手段に接続されもう一端が前記原子炉格納容器の内部に開口した排気配管と、を有し前記外部ウェル内のガスを前記原子炉格納容器内に注入する格納容器内雰囲気希釈システムと、
   を備えたことを特徴とする原子力プラント。
2. 高圧の窒素を内部に蓄えたアキュムレーターと一端が前記アキュムレーターに接続されもう一端が前記原子炉格納容器の内部に開口した注入配管と前記注入配管に設けられた注入弁と、
   をさらに備えたことを特徴とする請求項１に記載の原子力プラント。

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