TWI559328B - 靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統及核能發電廠 - Google Patents

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Description

靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統及核能發電廠
本發明的實施形態，係關於核能發電廠之靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統及核能發電廠。
關於以往的核能發電廠之靜態存放容器冷卻系統，由圖11至圖14說明其概要。
圖11為表示以往之靜態存放容器冷卻系統之構造之例子的立剖面圖。圖11中，爐心1係收納於原子爐壓力容器2的內部。原子爐壓力容器2係收納於原子爐存放容器3內。原子爐存放容器3係呈圓筒形狀(參照圖12)。
原子爐存放容器3的內部，區分有收納原子爐壓力容器2的乾井4與濕井5，乾井4與濕井5係構成原子爐存放容器3的一部分。濕井5係在內部形成壓力控制池6。於壓力控制池6的上方形成有濕井氣相部7。乾井4與濕井5的外壁部係一體化而構成原子爐存放容器3之圓筒狀的外壁部。乾井4的頂部係呈平板狀，將該部分稱之為乾井4的頂板4a。
原子爐存放容器3的環境氣體，在沸水反應爐的情況，以氮氣取代而將氧氣濃度限制為較低。且，為沸水反應爐的情況時，原子爐存放容器3係收納於原子爐建物100的內部。
原子爐存放容器3，一般會因其材質，有著鋼製原子爐存放容器、鋼筋混凝土製原子爐存放容器(RCCV)、預力混凝土製原子爐存放容器(PCCV)、鋼架混凝土複合構造(SC構造)原子爐存放容器(SCCV)等各式各樣者。在RCCV與PCCV的情況，係於內面設有鋼製墊片。圖11表示RCCV的例子。如圖12所示般，RCCV的外壁部分係呈圓筒形狀。
原子爐壓力容器2，係透過RPV裙部62及RPV支撐部63，而被圓筒狀的台座61所支撐。台座61有鋼製、混凝土製、或兩者的複合構造等。將乾井4中之原子爐壓力容器2的下方，亦即由台座61之圓筒狀之壁所包圍之台座61的內側空間，稱之為台座腔61a。為ABWR之RCCV的情況，台座61之圓筒狀的壁係形成為濕井5與乾井4的境界壁，特別將該空間稱之為下部乾井。
於原子爐壓力容器2的上方配置有原子爐存放容器上蓋10，且於其上方配置有水遮蔽11。
主蒸氣配管71係從原子爐壓力容器2往乾井4的外部延伸。於主蒸氣配管71，設有安全釋放閥(Safety Relief Valve，「SRV」)72，當安全釋放閥72 動作時，係將釋放配管73設置成浸泡壓力控制池6內，而使原子爐壓力容器2的蒸氣釋放至壓力控制池6內。
乾井4與壓力控制池6係藉由LOCA排氣管8而連結。LOCA排氣管8係例如以10根等複數個設置，但於圖11僅表示2根(參照圖12)。LOCA排氣管8係在浸泡於壓力控制池6之池水中的部分，具有水平排氣管8a且於池水中開口。為RCCV的情況，水平排氣管8a係在一個LOCA排氣管8朝縱方向設置3根。且，為RCCV的情況，LOCA排氣管8係通過台座61之圓筒狀的壁的內部而設置。因此，RCCV的情況，亦將該台座61之圓筒狀的壁稱之為排氣壁。排氣壁的厚度約為1.7m的鋼筋混凝土製且內側與外側的表面為鋼製。LOCA排氣管8與台座61係構成原子爐存放容器3的一部分。
為了使濕井氣相部7內的氣體回流至乾井4內，設有真空破壞閥9。真空破壞閥9係例如以8個等複數個設置，但於圖11中僅表示1個。
真空破壞閥9，有著設在濕井5之壁面的方法、設在濕井5之頂部的方法、設在LOCA排氣管8的方法。真空破壞閥9，其濕井5內的壓力比乾井4內的壓力還高，當其壓差超過設定壓力時會動作而開啟。真空破壞閥9的設定壓力，例如約為2psi(約13.79kPa)。真空破壞閥9，係構成原子爐存放容器3的一部分。
於原子爐存放容器3的外部，設有靜態存放容器冷卻系統12的冷卻水池13，且於內部儲蓄有冷卻水 14。圖11中，冷卻水池13係表示槽型的例子，但亦有池型者。為池型的情況亦以上蓋來覆蓋上部。圖11中，係表示冷卻水池13等設置在原子爐建物100之內部的例子，但亦有設置在鄰接之補助建物等之內部的情況。
由冷卻水池13之水面上方的氣相部，設有將蒸氣排放至環境的排氣口15。於排氣口15的出口設有防蟲的屏蔽。冷卻水池13的位置，一般係設在原子爐存放容器3的上部，但亦可設在原子爐存放容器3的旁邊。
於冷卻水池13的內部，以至少一部分浸泡在冷卻水14的方式設置有熱交換器16。
熱交換器16係複數個設置的情況較多，但在圖11中僅表示一台。熱交換器16係具有氣體入口17、氣體出口18及散熱管19(參照圖13)。
圖11中，表示著只有散熱管19設置在冷卻水池13的內部，且氣體入口17與氣體出口18(圖13)係突出於冷卻水池13外部的例子，但並不限定於該例子。例如，亦有熱交換器16全體，包含氣體入口17與氣體出口18都設置在冷卻水池13內部的例子。
於氣體入口17，連接有供給乾井4內之氣體的氣體供給配管20。氣體供給配管20的一端係連接於乾井4。
於氣體出口18連接有凝縮水回流配管21與氣體排氣配管22。凝縮水回流配管21的一端係連接於原子爐存放容器3的內部。圖11中作為一例，係導引至 LOCA排氣管8的內部，但並不限定於此例。亦有導引至乾井4之內部的例子或導引至壓力控制池6的例子。
但是，於導引至LOCA排氣管8之內部的方法，有著LOCA時會增加LOCA排氣管8之壓力損失的課題。且，在導引至乾井4的情況，有必要在乾井4內設置用來密封水的PCCS排水槽，而有著當乾井4內的空間沒有余裕時就無法採用的課題。此外，導入壓力控制池6的方法，由於凝縮水回流配管21在PCV外的長度較長，有著放射性物質洩漏的可能性增大之虞的課題。
氣體排氣配管22，其一端被導引至濕井5的內部，而設置成浸泡在壓力控制池6內。氣體排氣配管22之壓力控制池6內的浸泡深度，係設置成比LOCA排氣管8之壓力控制池6內之開口部最上端的浸泡深度還要淺。
圖13，係表示以往靜態存放容器冷卻系統的熱交換器之例子的立剖面圖。由圖13來對以往之靜態存放容器冷卻系統12之熱交換器16的構造，以橫型熱交換器的例子進行說明。
圖13中，氣體出口18係設在氣體入口17的下方。多數的U字型散熱管19係連接於管板23，散熱管19的直管部為水平設置。圖13中係簡略化地僅表示2根。於散熱管19的外部充滿著冷卻水14(參照圖11)。散熱管19的入口，係開口於氣體入口17。且，散熱管19的出口，係開口於氣體出口18。
於氣體入口17連接有氣體供給配管20，將乾井4內的氮氣、氫氣、水蒸氣等之混合氣體供給至氣體入口17。該混合氣體係被導入散熱管19內，水蒸氣會凝縮而成為凝縮水，並由散熱管19的出口流出至氣體出口18內，而累積在氣體出口18內的下部。
於氣體出口18的下部，連接有凝縮水回流配管21，將氣體出口18內的凝縮水藉由重力回流至原子爐存放容器3的內部。且，於氣體出口18的上部，連接有氣體排氣配管22。在散熱管19內未凝縮的氮氣、氫氣等之非凝縮性氣體，係從散熱管19排出而累積在氣體出口18的上部。
氣體排氣配管22的前端，係被導引至壓力控制池6，氣體出口18內的非凝縮性氣體，係通過氣體排氣配管22來按壓壓力控制池6內的池水而被排氣至池水中後，移行至濕井氣相部7。
且，散熱管19的形狀並不限定於U字型。亦有將於鉛直方向具有直管部的散熱管19設置成縱型的構造者。氣體入口17，必須比氣體出口18位於更上方。藉此使在散熱管19內凝縮的凝縮水藉由重力而導引至氣體出口18。橫型的優點為耐震性優異，且可有效活用冷卻水14。另一方面，縱型的優點係凝縮水的排出性良好。
接著，針對如上述般構成之以往的靜態存放容器冷卻系統12的功能進行說明。
當在乾井4內配管破裂而發生冷卻材喪失事 故(LOCA)時，由原子爐壓力容器2產生水蒸氣而使乾井4內的壓力急遽上昇，乾井4內的氣體(主要為氮氣與水蒸氣)，會通過靜態存放容器冷卻系統12的氣體供給配管20而供給至熱交換器16。
熱交換器16的氣體出口18內所累積的非凝縮性氣體，係通過氣體排氣配管22而排出至壓力控制池6內。該非凝縮性氣體的排出，係藉由乾井4與濕井5的壓力差來進行。
於LOCA時，乾井4內的壓力係比濕井5內的壓力還高，故非凝縮性氣體的排出係圓滑地進行。其結果，過一陣子就會使乾井4內的氣體幾乎都成為水蒸氣。成為該狀態時，熱交換器16係將乾井4內的水蒸氣有效率地予以凝縮，並可將凝縮水回流至原子爐存放容器3內。
又，在LOCA發生後馬上會從冷卻材產生大量的蒸氣，乾井4內的氣體對濕井5之急遽的排氣，主要是通過LOCA排氣管8來進行。
水蒸氣係在壓力控制池6內凝縮，非凝縮性的氮氣係在壓力控制池6內不凝縮而移行至濕井氣相部7。藉由來自該LOCA排氣管8之急遽的排氣，乾井4內的氮氣係例如在LOCA後1分鐘左右便幾乎移行至濕井5。
之後排氣流量變少，由於氣體排氣配管22之壓力控制池6內的浸泡深度，係設定成比LOCA排氣管8 的浸泡深度還淺，故乾井4內的氣體係在LOCA後過一陣子便經由氣體排氣配管22而被排氣至濕井5。
如上述般，排氣流量會穩定，且因應爐心燃料的衰變熱所產生的水蒸氣係從LOCA的破裂口排出至乾井4，設計成不是由LOCA排氣管8而是由氣體供給配管20導引至熱交換器16來進行冷卻。
其結果，爐心燃料的衰變熱係散熱至外部的冷卻水14，故可防止壓力控制池6的水高溫化所導致之原子爐存放容器3的壓力提高。靜態存放容器冷卻系統12，係如上述般設計成不使用任何外部動力，便可將原子爐存放容器3予以靜態地冷卻。
接著，全交流電源喪失(Station Blackout，以下亦稱為「SBO」)等之異常狀況發生的情況，在爐心所產生的衰變熱係藉由爐蒸氣通過安全釋放閥72而導入至壓力控制池6。爐蒸氣在壓力控制池6凝縮而使衰變熱傳達至池水使池水的溫度漸漸上升。經過一定時間後，池水會飽和而使相當於衰變熱的蒸氣連續地流入濕井氣相部7而對濕井氣相部7加壓。藉此使真空破壞閥9動作，使濕井氣相部7內的氮氣與蒸氣流入乾井4內。藉此，使乾井4被加壓而讓乾井4內的氮氣與蒸氣由氣體供給配管20導引至靜態存放容器冷卻系統12的熱交換器16，而使蒸氣凝縮。
但是，非凝縮性氣體的氮氣會持續滯留在熱交換器16內部，故會導致靜態存放容器冷卻系統12的功 能停止。雖然氣體排氣配管22是從熱交換器16導入至壓力控制池6，但在SBO時濕井氣相部7的壓力會上昇，故無法將熱交換器16內的非凝縮性氣體排氣至濕井氣相部7。
為了解決上述課題，於專利文獻1中揭示有：於乾井4及濕井5的外部設置外部井32，將氣體排氣配管22導引至外部井32中所儲存之封水池的內部，而使滯留在熱交換器16內的非凝縮性氣體排出至外部井32內的方法(參照專利文獻1的圖2)。在此，外部井32內係取代為氮氣，故考量到即使排出氫氣時亦可防止爆炸。
且，於專利文獻2中揭示有：將氣體供給配管20連接於濕井氣相部7並將濕井氣相部7內的蒸氣與氮氣導引至直接熱交換器16，將滯留於熱交換器內的氮氣等之非凝縮性氣體，使用設在氣體排氣配管22上的排氣風扇24來排出至乾井4內的方法(參照專利文獻2的圖2)。且，不管何種情況，氣體供給配管20、凝縮水回流配管21、氣體排氣配管22係設置在原子爐存放容器3的外部。
此外，全交流電源喪失(SBO)等之異常狀況發生時，因應發生爐心溶融的情況，於歐美所建設的ABWR中，係在台座腔61a的內部，設有溶融閥64、以及從LOCA排氣管8貫通台座61的壁而連接於溶融閥64的下部乾井淹水配管65。該溶融閥64與下部乾井淹水配 管65係設置在全部的LOCA排氣管8。溶融閥64，係當下部乾井61a的溫度到達約260℃時，低融點的插頭部分會溶融而打開。在爐心溶融事故時，爐心溶融物會溶融貫通原子爐壓力容器2的底部而掉落至台座腔61a內。藉此，台座腔61a內的溫度會急遽上昇，使溶融閥64打開，LOCA排氣管8內的冷卻水會通過下部乾井淹水配管65流入台座腔61a內，藉由淹沒爐心溶融物來予以冷卻。
與溶融閥64相同用途之作為用來對落下之高溫的爐心溶融物加水的閥，其他還有爆破閥與彈簧式閥。ESBWR(Economic Simplified Boiling Water Reactor：高經濟性簡化沸水反應爐)係使用爆破閥。且，EPR(European Pressure Reactor：歐洲加壓水反應爐)係使用彈簧式閥。此時所產生之大量的蒸氣，係從LOCA排氣管8的開口部66流入上部乾井，進一步通過氣體供給配管20導入靜態存放容器冷卻系統12的熱交換器16而凝縮。此時熱交換器16內所滯留的非凝縮性氣體，係在氣體排氣配管22被排氣至濕井5內。該狀態中，乾井4內的壓力會比濕井5內的壓力還高，故非凝縮性氣體係有效率地被排氣至濕井氣相部7。凝縮水，係藉由凝縮水回流配管21回流至LOCA排氣管8而再次通過下部乾井淹水配管65來使用於爐心溶融物的冷卻。
且，LOCA排氣管8內的池水，係通過水平排氣管8a而亦從壓力控制池6所供給。
於上述的溶融閥64與下部乾井淹水配管65，有著在溶融閥64成為打開之後，當乾井4內的壓力上昇時，下部乾井61a內所累積的高溫水會逆流至壓力控制池6內而使壓力控制池水高溫化的課題。若實施該逆流防止對策時，下部乾井淹水配管65之下部乾井61a的部分在事故時會成為高溫而無法期待機器的動作，LOCA排氣管8內的部分會成為排氣管之安全功能的阻礙，故難以設置機器，而難以實施對策。
且，專利文獻2的圖4中，揭示有將在熱交換器16凝縮的凝縮水藉由凝縮水回流配管21導入至PCCS排水槽76的方法。此外，揭示有：於PCCS排水槽76的氣相部設有溢流配管77，將溢流水回流至原子爐存放容器3內。但是，在此之凝縮水回流配管21、PCCS排水槽76、溢流配管77均設置在原子爐存放容器3的外部，故有著放射性物質從該等機器洩漏至外部環境之虞。
專利文獻3中，揭示有將PCCS排水槽設在乾井內，使用注水配管將PCCS排水槽內的冷卻水藉由重力而注水至原子爐存放容器內的方法。但是，由於該方法的PCCS排水槽係設置在乾井內，故在用於ABWR的RCCV的情況時已經沒有空間的余裕，故無法實施該方法。
接著，針對以往的過濾器排氣系統，由圖14進行說明。過濾器排氣系統50，係在車諾比核能發電廠事件之後，被歐洲的核能發電廠所採用。
圖14為表示以往之過濾器排氣系統之設計例的立剖面圖。過濾器排氣系統50，具有：儲蓄去污水52的過濾器排氣容器51、將原子爐存放容器3內的氣體導引至去污水52的入口配管53、以及將過濾器排氣容器51之氣相部的氣體排放至環境的出口配管54。出口配管54的上部係與排氣塔75內連通。
過濾器排氣容器51等的設置場所並不限定於建物內。過濾器排氣容器51等，在設置爐之後才設置的情況，係設置在原子爐建物的外部較多。另一方面，在建設當初就有設置的情況，係亦有設置在原子爐建物等之內部的情況。
於去污水52的內部設置文氏管洗淨器(Venturi scrubber)55，有著將由入口配管53所導引的氣體通往文氏管洗淨器55的類型者，但文氏管洗淨器55並非必要。且，有著於過濾器排氣容器51的氣相部設置金屬纖維過濾器56的類型者，但金屬纖維過濾器56並非必要。
圖14中，表示設置文氏管洗淨器55與金屬纖維過濾器56之雙方的情況。於入口配管53，作為一例設置有1個隔離閥57，且，與其並列地設置破裂盤(Rupture disk)58，且，在破裂盤58的前後設置有常開的隔離閥59a、59b。隔離閥57亦可串連連接2個。
且，於出口配管54並沒有必要設置出口閥60。取代電動閥而使用破裂盤的情況亦不少。以往的過濾 器排氣系統中，入口配管53，為了取得原子爐存放容器3內的氣體，其一端直接連接於原子爐存放容器3。過濾器排氣系統，係可將CsI等之粒子狀放射性物質以DF(Decontamination Factor：去污係數)1000~10000左右來有效率地除去，但無法去除放射性稀有氣體與有機碘，故作動時該等放射性物質會通過出口配管54而排放至環境。
以往之過濾器排氣系統的過濾器排氣容器51有著大小限制，去污水(洗滌水)的容量以100m3以下者較多。於是，若去除放射性物質時會因其發熱而使去污水52蒸發而逐漸喪失。因此，實際在嚴重事故時有必要從外部補給去污水。
作為粉體分離器，有著M.O.Morse(1886)的旋流分離器，在鋸木廠或石油精鍊施設等普遍廣泛地被使用著。旋流分離器係應用離心分離器的原理者。將混雜固體的液體、氣體，從漏斗狀或圓筒之旋流的圓周方向以氣體、液體的流速來畫出漩渦的方式流入。此時，氣體、液體的排出方向係從旋流的圓中心朝上方向排出。固體係被離心分離，與壁面衝突之後因重力而落下，並累積在下方。氣體、液體係從圓中心被排出，故固體成分的大多數被去除。為了回收分離出的個體，大多在旋流的下部設置回收容器。旋流分離器，由入口流入之流體的速度越大則離心力會越大使除去效率提昇。
[先前技術文獻] [專利文獻]
[專利文獻1]日本特開2014-10080號公報
[專利文獻2]日本特開2014-81219號公報
[專利文獻3]日本特開2004-333357號公報
以往的靜態存放容器冷卻系統係將熱交換器浸泡在冷卻水池的內部來設置，但其以外的配管或機器係設置在原子爐存放容器的外部。若欲將所有的配管或機器設置在原子爐存放容器的內部的話，會使原子爐存放容器大型化。於ABWR之小型RCCV的內部難以設置配管或機器。因此，若將用來冷卻原子爐存放容器的配管或機器設置在原子爐存放容器的外部，有著從配管或機器部分洩漏放射性物質的可能性。
特別是，由於在凝縮水濃縮有放射性的碘化銫(CsI)，故當內藏有凝縮水的凝縮水回流配管及PCCS排水槽洩漏凝縮水時，有著使放射能的洩漏量變多之虞。
且，於氣體排氣配管含有較多的放射性稀有氣體或有機碘或氫氣，故若氣體排氣配管設置在原子爐存放容器的外部時，有著洩漏較多的放射性物質及氫氣之虞。因此，有著發生氫氣爆炸的危險。此外，於氣體排氣配管亦含有CsI，故若將氣體排氣配管的排出目的地設為 乾井及濕井的外部之情況時，有必要確實去除CsI。
如上述般之以往的靜態存放容器冷卻系統，有著冷卻原子爐存放容器的功能，但在抑制放射性物質及氫氣之洩漏的功能上，有著功能不夠充分的課題。
且，以往的靜態存放容器冷卻系統中，對於全交流電源喪失(SBO)時等在濕井的壓力上昇的狀況，直接從濕井氣相部吸引氣體的方法中，為了使非凝縮性氣體排氣，有必要使用動力電源的排氣風扇，作為在SBO時亦可發揮功能的靜態安全系統來說有著減少其優點的課題。
且，以往的靜態存放容器冷卻系統，氣體供給配管20係在乾井4內經常開口著，故在LOCA時之急遽的排放時，有著在乾井4內飛散之隔熱材的破片等的鬆動零件被吸引至熱交換器16的內部而堵塞散熱管19之虞。
且，以往的過濾器排氣系統有著可有效率地去除CsI等之粒子狀放射性物質，但是會將大量的放射性稀有氣體與有機碘排放至環境的特徵。因此，雖然可以防止CsI所致之土地污染，但有著在居民的避難結束之前無法實施排氣的課題。
且，以往之壓力抑制型的原子爐存放容器係成為小型化且效率佳的設計。另一方面，當嚴重事故時因燃料被覆管的氧化而導致大量氫氣產生時，有著原子爐存放容器的壓力上升至超過設計壓力的情況。這是因為氫氣 與水蒸氣不同，為非凝縮性，故不管是壓力控制池，或是靜態存放容器冷卻系統，都沒辦法將之去除。該情況時，有著一部分的氫氣從原子爐存放容器洩漏而在外部產生爆炸之虞。
且，使過濾器排氣系統50動作的情況，原子爐存放容器3內的氣體係排出至過濾器排氣容器51，故靜態存放容器冷卻系統12的氣體供給配管20，將無法使原子爐存放容器3內的氣體供給至熱交換器16。
因此，無法使凝縮水回流至原子爐存放容器3內，而有著持續從外部水源對原子爐存放容器3內注水的必要。例如因巨大海嘯導致餘熱排出系統成為無法回復的狀態時，有必要長期間地從外部水源持續注水的必要。另一方面，在不使過濾器排氣系統動作而僅使靜態存放容器冷卻系統動作的情況，有著不去除原子爐存放容器3內的放射性物質並以設計排出率從原子爐存放容器3排出至環境的課題。靜態存放容器冷卻系統，與動態存放容器噴灑系統不同，有著在因全交流電源喪失(SBO)導致爐心溶融的情況時亦可實施原子爐存放容器3的冷卻之優異的優點，但存在著不具備動態存放容器噴灑系統所具有的去除原子爐存放容器3內之放射性物質之功能的課題。
因此，本發明之重要的課題係使下述成為可能：即使是為了去除放射性物質而使過濾器排氣系統50動作的情況，亦不需要來自外部水源的注水，故可藉由靜態存放容器冷卻系統12來進行原子爐存放容器3之冷 卻。
在此，本發明的實施形態，係以提供下述發明為目的：即使是因全交流電源喪失(SBO)等而發生伴隨爐心溶融的異常狀況時，亦可抑制放射性物質的洩漏並進行原子爐存放容器之冷卻的靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統及核能發電廠。
本發明的實施形態之靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統，該核能發電廠具備：爐心；收容前述爐心的原子爐壓力容器；原子爐存放容器，其具有：收納前述原子爐壓力容器的乾井、將透過LOCA排氣管而與前述乾井連結的壓力控制池收納於下部且在上部處具有濕井氣相部的濕井、將前述濕井氣相部內的氣體循環至前述乾井的真空破壞閥；以及在前述原子爐存放容器內將前述原子爐壓力容器透過RPV裙部支撐並在其內部形成台座腔的台座，其特徵為，具備：外部井，其設在前述乾井與前述濕井的外部，且透過乾井共通部壁而與前述乾井鄰接，又透過濕井共通部壁而與前述濕井鄰接，並具有與前述乾井及前述濕井同等的耐壓性與氣密性；洗滌池，其設在前述外部井內並於內部儲蓄水；冷卻水池，其設置在前述乾井及前述外部井的上部並儲存冷卻水；熱交換器，其具有氣體入口與氣體出口與散熱管，且至少一部分浸泡於前述冷卻水中；氣體供給配管，其一端連接至前述熱交換器的前述 氣體入口，另一端連接於前述原子爐存放容器的氣相部，並將前述原子爐存放容器內的氣體導引至前述熱交換器；凝縮水回流配管，其一端連接於前述熱交換器的前述氣體出口並通過前述外部井內，另一端連接於前述原子爐存放容器內，並將前述熱交換器內的凝縮水導引至前述原子爐存放容器內；以及排氣配管，其一端連接於前述熱交換器的前述氣體出口並通過前述外部井內，另一端浸泡於前述外部井內之前述洗滌池內而設置，並將前述熱交換器內的非凝縮性氣體排放至前述外部井。
且，本發明之實施形態的核能發電廠，其特徵為，具備：原子爐存放容器，其收納原子爐壓力容器；外部井，其鄰接於前述原子爐存放容器的外部而設置，且具有耐壓性及氣密性；洗滌池，其設在前述外部井內並於內部儲蓄水；冷卻水池，其設置在前述原子爐存放容器及前述外部井的上部，並儲存冷卻水；熱交換器，其具有氣體入口與氣體出口與散熱管，且至少一部分浸泡於前述冷卻水中；氣體供給配管，其一端連接於前述熱交換器的前述氣體入口，另一端連接於前述原子爐存放容器的氣相部，並將前述原子爐存放容器內的氣體導引至前述熱交換器；凝縮水回流配管，其一端連接於前述熱交換器之前述氣體出口，另一端連接於前述原子爐存放容器內，並將前述熱交換器內的凝縮水導引至前述原子爐存放容器內；以及氣體排氣配管，其一端連接於前述熱交換器的前述氣體出口，另一端設置成浸泡於前述外部井內之前述洗滌池 內，並將前述熱交換器內的非凝縮性氣體排放至前述外部井。
根據本發明的實施形態，即使是因全交流電源喪失(SBO)等發生伴隨爐心溶融之嚴重事故的情況，亦可抑制放射性物質的洩漏並進行原子爐存放容器的冷卻。
1‧‧‧爐心
2‧‧‧原子爐壓力容器
3‧‧‧原子爐存放容器
4‧‧‧乾井
4a‧‧‧頂板
4b‧‧‧乾井共通部壁
5‧‧‧濕井
5a‧‧‧濕井共通部壁
6‧‧‧壓力控制池
7‧‧‧濕井氣相部
8‧‧‧LOCA排氣管
8a‧‧‧水平排氣管
9‧‧‧真空破壞閥
10‧‧‧原子爐存放容器上蓋
11‧‧‧水遮蔽
12‧‧‧靜態存放容器冷卻系統(PCCS)
13‧‧‧冷卻水池
14‧‧‧冷卻水
15‧‧‧排氣口
16‧‧‧熱交換器
17‧‧‧氣體入口
18‧‧‧氣體出口
19‧‧‧散熱管
20‧‧‧氣體供給配管
20a‧‧‧屏蔽
20b‧‧‧隔離閥(氣體供給隔離閥)
21‧‧‧凝縮水回流配管
22‧‧‧氣體排氣配管
23‧‧‧管板
32‧‧‧外部井
32a‧‧‧頂板
33‧‧‧洗滌池
33a‧‧‧上蓋
33b‧‧‧空間
33c‧‧‧第1出口配管
34‧‧‧金屬纖維過濾器(過濾器)
34a‧‧‧第2出口配管
35‧‧‧U字封水部
36‧‧‧噴霧噴灑器
37‧‧‧止回閥(凝縮水止回閥)
38‧‧‧PCCS排水槽
39‧‧‧溢流配管
40‧‧‧注水配管
41‧‧‧注入閥
42‧‧‧截止閥
43‧‧‧排水坑
45‧‧‧旋流分離器
46‧‧‧入口配管
47‧‧‧屏蔽
48‧‧‧濕井．氣體供給配管
49‧‧‧逆流防止裝置
50‧‧‧過濾器排氣系統
51‧‧‧過濾器排氣容器
52‧‧‧去污水
53‧‧‧入口配管
54‧‧‧出口配管
55‧‧‧文氏管洗淨器
56‧‧‧金屬纖維過濾器(過濾器)
57‧‧‧隔離閥
58‧‧‧破裂盤
59a、59b‧‧‧隔離閥
60‧‧‧出口閥
61‧‧‧台座
61a‧‧‧台座腔(下部乾井)
62‧‧‧RPV裙部(槽裙)
63‧‧‧RPV支撐部(槽支撐)
64‧‧‧溶融閥
65‧‧‧下部乾井淹水配管
66‧‧‧開口部
67‧‧‧淹水閥
68‧‧‧淹水配管
69‧‧‧止回閥(淹水止回閥)
71‧‧‧主蒸氣配管
72‧‧‧安全釋放閥
73‧‧‧釋放配管
75‧‧‧排氣筒
100‧‧‧原子爐建物
圖1表示關於本發明之第1實施形態之核能發電廠之原子爐存放容器周圍構造的立剖面圖。
圖2表示關於本發明之第1實施形態之核能發電廠之原子爐存放容器周圍構造的俯視圖。
圖3表示關於本發明之第1實施形態之核能發電廠之洗滌池周圍構造的立剖面圖。
圖4表示關於本發明之第2實施形態之核能發電廠之原子爐存放容器周圍構造的立剖面圖。
圖5表示關於本發明之第3實施形態之核能發電廠之原子爐存放容器周圍構造的立剖面圖。
圖6表示關於本發明之第4實施形態之核能發電廠之原子爐存放容器周圍構造的立剖面圖。
圖7表示關於本發明之第5實施形態之核能發電廠之 原子爐存放容器周圍構造的立剖面圖。
圖8表示關於本發明之第6實施形態之核能發電廠之原子爐存放容器周圍構造的立剖面圖。
圖9表示關於本發明之第7實施形態之核能發電廠之原子爐存放容器周圍構造的立剖面圖。
圖10表示關於本發明之第8實施形態之核能發電廠之原子爐存放容器周圍構造的立剖面圖。
圖11表示以往之靜態存放容器冷卻系統與原子爐存放容器的構造之例子的立剖面圖。
圖12表示以往之原子爐存放容器與下部乾井淹水系統的構造之例子的俯視圖。
圖13為表示以往之靜態存放容器冷卻系統的熱交換器之例子的立剖面圖。
圖14為表示以往之過濾器排氣系統之設計例的立剖面圖。
以下，參照圖1~圖10來說明關於本發明之實施形態的靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統及使用其之核能發電廠。在此，針對與前述之先前技術相同或類似的部分，或下述的實施形態彼此間相同或類似的部分，標上共通的符號並省略重複說明，僅說明重要部分。
〔第1實施形態〕
圖1為表示關於本發明之第1實施形態之靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統之原子爐存放容器周圍構造的立剖面圖。且，圖2為表示關於本發明第1實施形態之核能發電廠之原子爐存放容器周圍構造的俯視圖。圖1及圖2所示的實施形態，係使用稱之為RCCV的原子爐存放容器，但原子爐存放容器的型式並不限定於RCCV。持有因壓力控制池所致之壓力抑制功能的所有壓力抑制型之原子爐存放容器為普遍地被適用著。且，材質亦可使用SC造或鋼製等其他者。
圖1中，爐心1係收納於原子爐壓力容器2的內部。原子爐壓力容器2係收納於原子爐存放容器3內。原子爐存放容器3係呈圓筒形狀(參照圖2)。
原子爐存放容器3的內部，區分有收納原子爐壓力容器2的乾井4與濕井5，乾井4與濕井5係構成原子爐存放容器3的一部分。濕井5係在內部形成壓力控制池6。於壓力控制池6的上方形成有濕井氣相部7。乾井4與濕井5的外壁部係一體化而構成原子爐存放容器3之圓筒狀的外壁部。乾井4的頂部係呈平板狀，將該部分稱之為乾井4的頂板4a。原子爐存放容器3內的環境氣體係取代成氮氣。
本實施形態中，進一步在乾井4與濕井5的外部設置外部井32。外部井32係透過乾井共通部壁4b而與乾井4鄰接，且透過濕井共通部壁5a與濕井5鄰接。外部井32的頂部係呈平板，將該部分稱之為外部井 32的頂板32a。外部井32內的環境氣體係取代成氮氣。外部井32具有與乾井4及濕井5同等的耐壓性與氣密性。
外部井32的材質，可使用鋼筋混凝土製(RC)、SC造、鋼製等與原子爐存放容器3相同的全部者。為鋼筋混凝土製的情況時，與原子爐存放容器3同樣地在內面敷設墊片。如圖2所示般，本實施形態之外部井32的平面形狀為矩形且構成為包圍乾井4及濕井5之外壁的一部分，但外部井32的平面形狀並不限定於此。只要鄰接成包圍乾井4及濕井5之外壁的至少一部分的任意形狀即可。例如有梯形、多角形、新月型、部分圓環形、完全圓環形等。
此外，於外部井32內設置有洗滌池33並於內部蓄水，且藉由上蓋33a覆蓋其上部(參照圖3)。在上蓋33a與池水之間設置空間33b。在上蓋33a的上部設有開口於空間33b的第1出口配管33c。第1出口配管33c的一端為連接於金屬纖維過濾器(過濾器)34而設置。進一步，設置連接於金屬纖維過濾器34且另一端開口於外部井32之內部的第2出口配管34a。
於圖3表示洗滌池33與金屬纖維過濾器34周圍的詳細構造。空間33b係在由氣體排氣配管22將乾井4內氣體排氣之際，產生水位上昇的情況為有必要。且，上蓋33a係為了防止因地震時的晃動使水流出而有其必要。
金屬纖維過濾器34，在圖中係僅表示1個，但亦可設置複數個。例如，設置4台PCCS熱交換器16，設置4根氣體排氣配管22，設置4台金屬纖維過濾器34。或是，亦可考慮設置4台PCCS熱交換器16，整合成2根氣體排氣配管22，設置2台金屬纖維過濾器34等。洗滌池33、上蓋33a、空間33b亦可作為一體化的槽。
如圖1所示般，於原子爐存放容器3及外部井32的上部設置有冷卻水池13，並於內部儲蓄冷卻水14。冷卻水池13可為池型與槽型的任一種。圖1為表示池型者。為池型的情況係以上蓋覆蓋上部。且，在冷卻水池13之上部的氣相部分設有將蒸氣排放至環境的排氣口15。
於冷卻水池13內設置有熱交換器16。熱交換器16的至少一部分係設置成浸泡在冷卻水14。本實施形態中，係表示將熱交換器16設置成完全浸泡在冷卻水14的例子。於熱交換器16的氣體入口17，連接有氣體供給配管20。本實施形態中，氣體供給配管20的另一端，係貫通原子爐存放容器3的頂板32a而在乾井4內開口。
且，於熱交換器16之氣體出口18的下部，連接有凝縮水回流配管21。凝縮水回流配管21，係貫通外部井32的頂板32a而通過外部井32的內部，並設置成其前端浸泡在濕井5內部的壓力控制池6。如上述般，凝縮水回流配管21係設置成通過外部井32的內部，故成為即使凝縮水洩漏CsI等的放射性物質亦不會直接排放至環 境的構造。
於乾井4內的環境氣體發生爐心溶融事故的情況，會含有大量的CsI等之粒子狀放射性物質，但在熱交換器16使蒸氣凝縮之際，CsI等之粒子狀放射性物質幾乎都會移行至凝縮水。大量含有該CsI的凝縮水係由凝縮水回流配管21回流至壓力控制池6的池水並被保持，故本實施形態的靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統，係構成能夠靜態地去除浮游於原子爐存放容器3內的粒子狀放射性物質。
因此，本實施形態中，即使在因全交流電源喪失(SBO)導致爐心溶融事故的情況，能夠得到同等於藉由動態存放容器噴霧來去除粒子狀放射性物質並回流於壓力控制池6之池水的效果。且，凝縮水回流配管21係沒有設置在LOCA排氣管8的內部，故成為在LOCA時不會增大LOCA排氣管之壓損的構造。
此外，於熱交換器16之氣體出口18的上部，連接有氣體排氣配管22。氣體排氣配管22係貫通外部井32的頂板32a而通過外部井32的內部，其前端係設置成浸泡在洗滌池33的池水中。如上述般，氣體排氣配管22係設置成通過外部井32的內部，故成為即使氣體洩漏亦不會將放射性稀有氣體、有機碘、CsI等之放射性物質直接排放至環境的構造。其中，CsI等之粒子狀放射性物質，係構成在洗滌池33的池水被去除，進一步，藉由金屬纖維過濾器34將被水滴等載持者予以除去。
因此，可以排除因CsI等之粒子狀放射性物質排放至環境導致污染土地而得讓週邊居民長期間移住的必要性。且，放射性稀有氣體與有機碘係由第2出口配管34a排放至外部井32的內部並保持在外部井32的內部。藉此，可以排除以往的過濾器排氣系統在動作時將放射性稀有氣體與有機碘直接排放至環境，導致得事先使週邊居民進行緊急避難或是服用碘劑的必要性。
且，本實施形態中，針對在嚴重事故時所產生的大量氫氣，亦藉由氣體排氣配管22排放至外部井32的內部，故可將乾井4及濕井5在嚴重事故時的壓力保持在充分低。外部井32的內部環境氣體係取代成氮氣，故即使密封有大量的氫氣亦不會爆炸。
且，本實施形態中，為了使下部乾井淹水而設置有淹水配管68，其貫通台座61的牆壁，且一端導引至下部乾井(台座腔)61a內，另一端開口於壓力控制池6內。在淹水配管68之下部乾井61a內的部分設置淹水閥67。且，於淹水配管68之壓力控制池6內的部分設有止回閥(淹水止回閥)69。藉由設置止回閥69，即使是乾井4內的壓力上昇的情況，亦可防止下部乾井61a內的高溫水逆流至壓力控制池6。且，止回閥69係存在於壓力控制池6內，故不會妨礙LOCA排氣管8在事故時的安全功能。淹水配管68的設置位置係不與LOCA排氣管8重疊地設置，例如在LOCA排氣管與LOCA排氣管之中間的位置共設置10個(參照圖2)。
淹水閥67可使用與以往相同的溶融閥。但是，除了溶融閥以外，亦可使用所有在SBO時不需要動作用電源者。例如，爆破閥係使用火藥動作，故可採用。且，彈簧式閥亦為使用彈簧力來動作，故可採用。此外，為了提高可靠性，例如將10個淹水閥中的5個設為爆破閥，剩餘的5個設為彈簧式閥。且，亦可將5個設為溶融閥，剩餘的5個設為爆破閥。或是，將溶融閥、爆破閥、彈簧式閥以至少2種類以上混合使用。
〔第2實施形態〕
圖4為表示關於本發明之第2實施形態的靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統之原子爐存放容器周圍之構造的立剖面圖。
本實施形態中，凝縮水回流配管21係具有彎曲成U字型的部分(亦稱作「U字封水部」)35，並貫通乾井共通部壁4b而導引至乾井4的內部。於U字封水部35的內部儲蓄水。且，於凝縮水回流配管21之乾井4內的前端設置有噴霧噴灑器36。噴霧噴灑器36係如圖4般繪製成連接於乾井4的側壁，但並不限定於該位置。例如，亦可安裝在乾井4的頂面。只要在乾井4內且位在比熱交換器16的氣體出口18更低的位置，就會因重力產生流動，故亦可安裝在乾井4的頂板4a。且，在凝縮水回流配管21的熱交換器16與彎曲成U字之部分(U字封水部)35之間的部分，設置止回閥(凝縮水止回閥)37。 止回閥37係設置成防止從彎曲成U字的部分(U字封水部)35往熱交換器16逆流流動的方向。其他的構造，與第1實施形態相同。
如上述般所構成的本實施形態中，可將凝縮水散布至乾井4的內部，故可將乾井4的溫度較維持較低。將LOCA作為事故起因而導致爐心溶融事故的情況，由爐心燃料所放出之CsI等之放射性物質會被從配管的破斷部分排放至乾井4內而在乾井4內沈澱。藉由該等沈澱之放射性物質所發生的衰變熱使乾井4內的溫度上昇。放置該等時有著使原子爐存放容器3高溫破損之虞。
但是，本實施形態中，藉由乾井4內散布的凝縮水使乾井4內的溫度限制在較低，可靜態地防止原子爐存放容器的高溫破損。設置噴霧噴灑器36時，可將注水予以液滴化而進一步提高散熱效果。由於有U字封水部35，故可防止乾井4內的氣體逆流至凝縮水回流配管21所導致之透過散熱管19並藉由氣體排氣配管22排氣至洗滌池33。藉由止回閥37可進一步確實地防止逆流。
〔第3實施形態〕
圖5為表示關於本發明之第3實施形態的靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統之原子爐存放容器周圍構造的立剖面圖。
本實施形態中，於外部井32的內部設有PCCS排水槽38。PCCS排水槽38係於內部儲存有封水用 的水且於上部具有氣相部。由該氣相部至乾井4的內部為止設置溢流配管39，並於其前端設置噴霧噴灑器36。凝縮水回流配管21的一端係浸泡在PCCS排水槽38的水中。於凝縮水回流配管21設置止回閥(凝縮水止回閥)37，成為防止水從PCCS排水槽38逆流至熱交換器16的構造。且，在PCCS排水槽38內設置水位計(未圖示)。其他的構造，與第2實施形態相同。
如上述般所構成的本實施形態中，與U字封水部35(圖4)相比，可確保更多的封水用的水。封水用的水較多時，對於產生逆流之際之凝縮水回流配管21內的逆壓防止為有效，且可使水負載變大。且，PCCS排水槽38係存放在外部井32的內部，故不會有將凝縮水所含有的CsI等之放射性物質直接洩漏至環境之虞。
藉此，即使是全交流電源喪失時萬一爐心燃料損傷而產生放射性物質與氫氣，亦可防止其排出至環境以及氫氣的爆炸。且，即使嚴重事故時的狀態長期化，亦不會使原子爐存放容器高溫破損。
〔第4實施形態〕
圖6為表示關於本發明之第4實施形態的靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統之原子爐存放容器周圍構造的立剖面圖。
本實施形態中，從PCCS排水槽38的下部將注水配管40連接至台座腔61a的內部為止。於注水配管 40之台座腔61a內的部分設置注入閥41。且，於注水配管40之外部井32內的部分設置截止閥42。截止閥42係設定為常開。於PCCS排水槽38的內部設置儲蓄有水的排水坑43，凝縮水回流配管21的一端係浸泡於該排水坑43內的水中。注入閥41可使用溶融閥、爆破閥、彈簧式閥之任一者。且，亦可將該等予以複數並列組合來使用。其他的構造與第3實施形態相同。
根據本實施形態，可藉由打開注入閥41使PCCS排水槽38內部儲蓄的水藉由重力而注入下部乾井61a的內部。作為淹水閥67因多重故障而開啟失敗之情況的備案，可將PCCS排水槽38內的水落下至下部乾井(台座腔)61a內來使用於爐心溶融的冷卻。
即使PCCS排水槽38內的水因使用於注水而使水位低下，由於排水坑43內殘留有水，故可維持將凝縮水回流配管21予以封水的功能。排水坑43，由於經常從凝縮水回流配管21供給凝縮水而溢流至PCCS排水槽38內，故PCCS排水槽38可藉由注水配管40持續進行爐心溶融物的冷卻。
供給至PCCS12之熱交換器16的蒸氣，係PCCS排水槽38所注水的水在下部乾井61a內藉由爐心溶融物的加熱而產生。亦即，本實施形態中，蒸氣的產生與凝縮水的供給會持續，且一邊循環一邊使原子爐存放容器內的熱從PCCS12的熱交換器16傳導至冷卻水14並從排氣口15排放至大氣中。
〔第5實施形態〕
圖7為表示關於本發明之第5實施形態的靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統之原子爐存放容器周圍構造的立剖面圖。
本實施形態中，氣體供給配管20係構成為：一端連接於熱交換器16的氣體入口17並通過外部井32內，另一端在乾井共通部壁4b的部分連接於乾井4內將乾井4內的氣體導引至熱交換器16。且，於氣體供給配管20之乾井4內的部分設置屏蔽20a。其他構造，係與第1實施形態至第4實施形態相同。
如上述般所構成的本實施形態中，氣體供給配管20會通過外部井32內，故即使氣體供給配管20內的放射性氣體或氫氣從配管洩漏，放射性氣體及氫氣會被封閉在外部井32內而抑制對環境的排放。且，外部井32內的環境氣體係以氮氣取代，故即使氫氣洩漏亦可防止爆炸。藉由屏蔽20a，可在LOCA時之急遽的排放時等，防止在乾井4內飛散之隔熱材破片等的鬆動零件被吸引至熱交換器16的內部。
〔第6實施形態〕
圖8為表示關於本發明之第6實施形態的靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統之原子爐存放容器周圍構造的立剖面圖。
本實施形態中，將旋流分離器45設在外部井32的內部，並將氣體供給配管20的一端連接於旋流分離器45的出口。且，將入口配管46設置成從旋流分離器45的入口延伸至乾井4的內部。此外，構成為於入口配管46之乾井4內的一端設置屏蔽47。其他的構造與第4實施形態相同。
如上述般所構成的本實施形態中，可在LOCA時之急遽的排放時等，防止在乾井4內飛散之隔熱材破片等的鬆動零件被吸引至熱交換器16的內部。破片等的鬆動零件係幾乎被屏蔽47給去除。至於一部分之微細的固體雖未被屏蔽47給去除，但微細的固體會藉由入口配管46導入旋流分離器45內而被去除。所除去微細的固體係被設置在旋流分離器45下部的回收容器所回收。嚴重事故時之入口配管46內的氣體流量係光是蒸氣就有約25000m3/h為非常之大，故旋流分離器45可高效率地去除微細固體。其結果，可防止散熱管19被乾井4內的破片等之鬆動零件堵塞。
〔第7實施形態〕
圖9為表示關於本發明之第7實施形態的靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統之原子爐存放容器周圍構造的立剖面圖。
本實施形態中，在氣體供給配管20上進一步設置常閉的隔離閥(氣體供給隔離閥)20b。隔離閥20b 亦可為電動閥、溶融閥、爆破閥、彈簧式閥之任一者。此外，進一步設置將濕井5內之氣體導引至熱交換器16的濕井．氣體供給配管48。濕井．氣體供給配管48的一端，係貫通濕井共通部壁5a的部分而開口於濕井氣相部7內。濕井．氣體供給配管48的另一端，係連接於氣體供給配管20的氣體入口17與隔離閥20b之間的部分。且，作為其他的構成例子，亦可將該濕井．氣體供給配管48的另一端連接於熱交換器16的氣體入口17。濕井．氣體供給配管48係連通於外部井32內。
此外，在濕井．氣體供給配管48上設有逆流防止裝置49，成為防止氣體入口17內的氣體逆流流入至濕井氣相部7的構造。逆流防止裝置49亦可為止回閥、真空破壞閥之任一者。氣體供給配管20上之隔離閥20b的設置位置，在圖9中是設在外部井32的內部，但亦可為乾井4內，亦可為外部井32之頂板32a的上部。如上述般，隔離閥20b的功能係隔離氣體供給配管20，故隔離閥20b可在氣體供給配管20上之任意的位置。
如上述般所構成的本實施形態中，即使是在LOCA時之排放時等之乾井4內產生急遽壓力上昇的情況，由於氣體供給配管20係被隔離閥20b所閉鎖，故可完全防止在乾井4內可能產生之隔熱材破片等的鬆動零件流入熱交換器16。乾井4內的氣體係通過LOCA排氣管8而經由壓力控制池6到達濕井氣相部7。此時，以池水使蒸氣凝縮，去除CsI等之放射性物質，亦去除鬆動零件。
其結果，主要是非凝縮性氣體的氮氣、氫氣、放射性稀有氣體、有機碘會到達濕井氣相部7。該等之氣體係進一步藉由濕井．氣體供給配管48而導引至熱交換器16，並且藉由氣體排氣配管22經由洗滌池33而排放至外部井32內。該過程中由於濕井氣相部7的氣體中並未含有大量的蒸氣，故可防止洗滌池33的水被蒸氣的熱給高溫化。因此，可使洗滌池33的保有水量設為較少。例如，100m3以下便足夠。
在全交流電源喪失(SBO)時可防止爐心溶融的情況，原子爐壓力容器2內的蒸氣係藉由安全釋放閥(SRV)72(參照圖11)而被導引到壓力控制池6，若池水高溫化而到達飽和時，濕井氣相部7會產生蒸氣。此時，濕井氣相部7內的蒸氣係藉由濕井．氣體供給配管48被供給至熱交換器16而凝縮。此時的蒸氣流量係相當於衰變熱，且藉由熱交換器16來全量凝縮。因此，蒸氣不會由氣體排氣配管22移行至洗滌池33導致池水高溫化。
全交流電源喪失(SBO)時發生爐心溶融，而爐心溶融物溶融貫通原子爐壓力容器2的底部並掉落至下部乾井61a內的情況，淹水閥67會動作使爐心溶融物被水淹而冷卻。此時大量的蒸氣會產生並通過開口部66移行至上部乾井。此時，蒸氣亦通過LOCA排氣管8而在壓力控制池6被凝縮。此時所產生的氫氣，係移行至濕井氣相部7，並且藉由濕井．氣體供給配管48而移行至熱 交換器16，進一步藉由氣體排氣配管22經由洗滌池33而排放至外部井32的內部。其過程中，氫氣所伴隨著的放射性物質係經由壓力控制池6與洗滌池33來去除2次。當壓力控制池6的水到達飽和時便會喪失蒸氣凝縮能力，之後係藉由濕井．氣體供給配管48使濕井氣相部7內的蒸氣藉由靜態存放容器冷卻系統12的熱交換器16來凝縮。
氣體排氣配管22係導引至外部井32的內部，故可將滯留在熱交換器16內部的非凝縮性氣體有效率地排放至外部井32的內部。這是因為濕井氣相部7的壓力維持著比外部井32內的壓力還高的緣故。因此，即使將濕井．氣體供給配管48連接於濕井氣相部7，亦沒有必要如專利文獻2那般，使用動態的風扇將滯留在熱交換器16內部的非凝縮性氣體強制排氣至乾井4內。
因此，雖然沒有必要將設在氣體供給配管20上的隔離閥20b打開，但若是將隔離閥20b打開的話，在爐心溶融物之冷卻所產生之乾井4內的蒸氣可直接藉由氣體供給配管20導引至熱交換器16而凝縮，可得到將乾井4的壓力、溫度維持在較低的效果。將隔離閥20b打開的情況，係使淹水閥67打開而讓乾井4內之大量蒸氣的產生開始收斂之後來實施。打開隔離閥20b時，氣體供給配管20與濕井．氣體供給配管48會連通，而有著乾井4內的氣體逆流至濕井氣相部7之虞，但由於在濕井．氣體供給配管48上設有逆流防止裝置49，故可防止氣體逆流的 發生。
〔第8實施形態〕
圖10為表示關於本發明之第8實施形態的靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統之原子爐存放容器周圍構造的立剖面圖。
本實施形態中，作為洗滌池33(圖1~圖9)構成為：設有於內部儲蓄去污水52的過濾器排氣容器51，將氣體排氣配管22的前端連接於過濾器排氣容器51的入口配管53，且過濾器排氣容器51係由出口配管54開口於外部井32內。且，構成為於過濾器排氣容器51的內部設有金屬纖維過濾器56或文氏管洗淨器55。
如上述般所構成的本實施形態中，可以使用已開發之高性能的過濾器排氣系統的過濾器排氣容器，故有著能進一步以高效率來進行放射性物質之去除的效果。
〔其他的實施形態〕
雖說明了本發明的幾個實施形態，但該等實施形態係僅提示來作為例子，並沒有用來限定發明之範圍的意圖。該等實施形態，可藉由其他各種形態來實施，在不超出發明主旨的範圍內，可進行各種的省略、取代、變更。該等實施形態或其變形，若包含於發明的範圍或主旨時，係包含在與申請專利範圍中所記載之發明均等的範圍。
1‧‧‧爐心
2‧‧‧原子爐壓力容器
3‧‧‧原子爐存放容器
4‧‧‧乾井
4a‧‧‧頂板
4b‧‧‧乾井共通部壁
5‧‧‧濕井
5a‧‧‧濕井共通部壁
6‧‧‧壓力控制池
7‧‧‧濕井氣相部
8‧‧‧LOCA排氣管
9‧‧‧真空破壞閥
10‧‧‧原子爐存放容器上蓋
11‧‧‧水遮蔽
12‧‧‧靜態存放容器冷卻系統(PCCS)
13‧‧‧冷卻水池
14‧‧‧冷卻水
15‧‧‧排氣口
16‧‧‧熱交換器
17‧‧‧氣體入口
18‧‧‧氣體出口
19‧‧‧散熱管
20‧‧‧氣體供給配管
21‧‧‧凝縮水回流配管
22‧‧‧氣體排氣配管
32‧‧‧外部井
32a‧‧‧頂板
33‧‧‧洗滌池
34‧‧‧金屬纖維過濾器(過濾器)
61‧‧‧台座
61a‧‧‧台座腔(下部乾井)
62‧‧‧RPV裙部(槽裙)
63‧‧‧RPV支撐部(槽支撐)
66‧‧‧開口部
67‧‧‧淹水閥
68‧‧‧淹水配管
69‧‧‧止回閥(淹水止回閥)

Claims (16)

  1. 一種靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統，係供核能發電廠用的靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統，該核能發電廠係具備：爐心；原子爐壓力容器，其收容前述爐心；原子爐存放容器，其具有：收納前述原子爐壓力容器的乾井、將透過LOCA排氣管而與前述乾井連結的壓力控制池收納於下部且在上部處具有濕井氣相部的濕井、將前述濕井氣相部內的氣體循環至前述乾井的真空破壞閥；以及在前述原子爐存放容器內將前述原子爐壓力容器透過RPV裙部支撐並在其內部形成台座腔的台座，其特徵為，具備：外部井，其設在前述乾井與前述濕井的外部，且透過乾井共通部壁而與前述乾井鄰接，又透過濕井共通部壁而與前述濕井鄰接，並具有與前述乾井及前述濕井同等的耐壓性與氣密性；洗滌池，其設在前述外部井內並於內部儲蓄水；冷卻水池，其設置在前述乾井及前述外部井的上部並儲存冷卻水；熱交換器，其具有氣體入口與氣體出口與散熱管，且至少一部分浸泡於前述冷卻水中；氣體供給配管，其一端連接於前述熱交換器的前述氣 體入口，另一端連接於前述原子爐存放容器的氣相部，並將前述原子爐存放容器內的氣體導引至前述熱交換器；凝縮水回流配管，其一端連接於前述熱交換器的前述氣體出口並通過前述外部井內，另一端連接至前述原子爐存放容器內，並將前述熱交換器內的凝縮水導引至前述原子爐存放容器內；以及排氣配管，其一端連接於前述熱交換器的前述氣體出口並通過前述外部井內，另一端浸泡於前述外部井內之前述洗滌池內而設置，並將前述熱交換器內的非凝縮性氣體排放至前述外部井。
  2. 如請求項1所述之靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統，其中，進一步具備：上蓋，其設置成在前述洗滌池之水面的上部確保空間部；以及第一出口配管，其設置成一端連接於前述上蓋，另一端開口於前述外部井的空間。
  3. 如請求項1或2所述之靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統，其中，進一步具備：過濾器，其連接於前述第一出口配管；以及第二出口配管，其一端連接於前述過濾器，另一端開口於前述外部井。
  4. 如請求項1或2所述之靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統，其中，進一步具備：淹水配管，其一端開口於前述壓力控制池，另一端開口於前述台座腔內； 淹水閥，其設在前述淹水配管之台座腔內的部分；以及淹水止回閥，設在前述淹水配管之壓力控制池內的部分。
  5. 如請求項1或2所述之靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統，其中，前述凝縮水回流配管，具有彎成U字型且於內部儲蓄有密封水的部分之U字封水部，且貫通前述乾井共通部壁而開口於乾井。
  6. 如請求項5所述之靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統，其中，於前述凝縮水回流配管之前述乾井內的前端進一步具備噴霧噴灑器。
  7. 如請求項1或2所述之靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統，其中，進一步具備：PCCS排水槽，其在內部儲蓄水且於上部具有氣相部，並設在前述外部井的內部；以及溢流配管，其連接前述PCCS排水槽的氣相部與前述乾井，前述凝縮水回流配管的一端為浸泡在前述PCCS排水槽的水中。
  8. 如請求項7所述之靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統，其中，在前述溢流配管之前述乾井內的前端進一步具備噴霧噴灑器。
  9. 如請求項7所述之靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統，其中，進一步具備： 注水配管，其一端連接於比前述PCCS排水槽之水的水面更下部，另一端導入前述台座腔內；注入閥，其設在前述注水配管上；以及排水坑，其設在前述PCCS排水槽內，且於內部儲蓄水，前述凝縮水回流配管的一端為浸泡在前述排水坑內。
  10. 如請求項1或2所述之靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統，其中，於前述凝縮水回流配管進一步設有凝縮水止回閥。
  11. 如請求項1或2所述之靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統，其中，前述氣體供給配管，其一端連接於前述熱交換器的前述氣體入口並通過前述外部井內，另一端在前述乾井共通部壁的部分連接至前述乾井內，並將前述乾井內的氣體導引至前述熱交換器。
  12. 如請求項1或2所述之靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統，其中，在前述氣體供給配管之前述乾井內的部分進一步具備屏蔽。
  13. 如請求項11所述之靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統，其進一步具備：旋流分離器，其設在前述外部井內；以及入口配管，其連結前述乾井與旋流分離器，並將前述乾井內的氣體導引至前述旋流分離器，前述氣體供給配管，其一端連接於前述旋流分離器的出口，並將從前述旋流分離器排出的氣體導引至前述熱交 換器。
  14. 如請求項11所述之靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統，其進一步具備：供給隔離閥，其設置在前述氣體供給配管；以及濕井‧氣體供給配管，其一端連接於前述熱交換器之前述氣體入口或前述氣體供給配管之前述氣體入口與前述氣體供給隔離閥之間的部分並通過前述外部井內，另一端在前述濕井共通部壁的部分連接至前述濕井氣相部內並將前述濕井內的氣體導引至前述熱交換器。
  15. 如請求項14所述之靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統，其中，前述洗滌池係在內部儲蓄去污水的過濾器排氣容器，前述氣體排氣配管的前端係連接於過濾器排氣容器的入口配管，且過濾器排氣容器係由出口配管開口於前述外部井的內部。
  16. 一種核能發電廠，其特徵為，具備：原子爐存放容器，其收納原子爐壓力容器；外部井，其鄰接於前述原子爐存放容器的外部而設置，且具有耐壓性及氣密性；洗滌池，其設在前述外部井內並於內部儲蓄水；冷卻水池，其設置在前述原子爐存放容器及前述外部井的上部，並儲存冷卻水；熱交換器，其具有氣體入口與氣體出口與散熱管，且至少一部分浸泡於前述冷卻水中；氣體供給配管，其一端連接於前述熱交換器的前述氣 體入口，另一端連接於前述原子爐存放容器的氣相部，並將前述原子爐存放容器內的氣體導引至前述熱交換器；凝縮水回流配管，其一端連接於前述熱交換器之前述氣體出口，另一端連接至前述原子爐存放容器內，並將前述熱交換器內的凝縮水導引至前述原子爐存放容器內；以及氣體排氣配管，其一端連接於前述熱交換器的前述氣體出口，另一端設置成浸泡於前述外部井內之前述洗滌池內，並將前述熱交換器內的非凝縮性氣體排放至前述外部井。
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