WO2011058817A1 - 非常用炉心冷却装置及び原子炉設備 - Google Patents

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WO2011058817A1
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cooling
reactor
cooling water
building
containment vessel
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PCT/JP2010/065865
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内藤　隆司
鈴田　忠彦
宏 佐野
秀和 宇田川
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三菱重工業株式会社
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    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02—Details
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Definitions

  • the present invention provides an emergency core cooling device that supplies cooling water to a nuclear reactor and its containment vessel and cools them when a cooling water loss accident in which piping for circulating the primary cooling water to the reactor breaks occurs, and
  • the present invention relates to a nuclear reactor facility equipped with this emergency core cooling device.
  • FIG. 11 is an overall configuration diagram showing a reactor cooling system including a conventional emergency core cooling device.
  • a pressurized water reactor 002 and a steam generator 003 are stored in a reactor containment vessel 001.
  • the pressurized water reactor 002 and the steam generator 003 are stored in the reactor containment vessel 001.
  • a fuel replacement water pit 007 is provided in a reactor containment vessel 001.
  • cooling water in the fuel replacement water pit 007 is supplied to a pressurized water reactor by a pump 008.
  • a reactor cooling path 009 for supplying and cooling to 002 is provided, and a reactor containment cooling path 012 for spraying cooling water to the reactor containment vessel 001 using the injection nozzle 011 by the pump 010 and cooling is provided. ing.
  • the reactor containment vessel cooling path 012 is provided with a heat exchanger 013, and a secondary cooling water circulation path 014 and a pump for circulating the secondary cooling water to the heat exchanger 013 to cool the primary cooling water. 015 is provided. Further, the secondary cooling water circulation path 014 is provided with a heat exchanger 016, and a seawater through-flow path 017 and a pump 018 for cooling the secondary cooling water through the sea water through the heat exchanger 016 are provided. Yes. Further, the secondary cooling is branched from the secondary cooling water circulation path 014 to the auxiliary equipment such as the cooling water pump 006 in the reactor containment vessel 001 or the auxiliary equipment such as the pump 010 outside the reactor containment vessel 001. Auxiliary equipment cooling paths 019 and 020 for supplying and cooling water are provided.
  • the pump 015 is driven, and the secondary cooling water is supplied to the auxiliary equipment (pumps 006 and 010) through the auxiliary equipment cooling paths 019 and 020 to be cooled.
  • the secondary cooling water circulating through the secondary cooling water circulation path 014 is cooled by driving the pump 018 and supplying seawater to the heat exchanger 016 through the seawater flow path 017.
  • the pump 008 is driven, and the primary cooling water of the fuel replacement water pit 007 is supplied to the pressurized water reactor 002 through the reactor cooling path 009 to be cooled, and the pump 010 is turned on. It is driven, supplied to the injection nozzle 011 through the reactor containment vessel cooling path 012, and dispersed and supplied to the reactor containment vessel 001.
  • the secondary cooling water is circulated and the primary cooling water is cooled by the heat exchanger 013, and the secondary cooling water is cooled by the heat exchanger 016 through the seawater.
  • the cooling system that operates during normal operation of the reactor equipment and the cooling system that operates during emergency operation are combined. Therefore, when there is a problem with the reactor cooling system during normal operation and a cooling water loss accident occurs, the reactor cooling system cannot be operated during emergency operation. Therefore, generally, a plurality of reactor cooling systems are provided. Therefore, there is a problem that the equipment is increased in size and the equipment cost and the maintenance cost are increased.
  • the present invention solves the above-described problems, and an object thereof is to provide an emergency core cooling device and a reactor facility that can be reduced in size and cost and can improve safety and reliability. .
  • an emergency core cooling apparatus is a reactor facility in which a nuclear reactor is disposed in a reactor containment vessel, and in an emergency, cooling water is supplied to the reactor containment vessel or the reactor.
  • a cooling water circulation path that supplies and circulates the cooling water, and a cooling device that air-cools the cooling water that flows through the cooling water circulation path outside the reactor containment vessel. is there.
  • a building is installed outside the reactor containment vessel, and the cooling water circulation path enters the building from the inside of the reactor containment vessel and again enters the reactor containment vessel.
  • the cooling device has a returning external path, and the cooling device cools the cooling water flowing through the external path by air.
  • a plurality of sets of the cooling water circulation path and the cooling device are arranged in the building.
  • the cooling water circulation path includes a spraying path for spraying cooling water in a fuel replacement water pit provided in the reactor containment vessel into the reactor containment vessel, and the fuel.
  • a duct extending in the vertical direction inside the building and having a building lower suction port and a building upper discharge port is provided, and the cooling device is provided in the duct. It is characterized by being provided.
  • the cooling device includes a plurality of thin tubes that are branched from the cooling water circulation path and arranged so as to cross the inside of the duct.
  • the cooling device includes an inlet header into which cooling water enters from the cooling water circulation path, an outlet header for discharging cooling water to the cooling water circulation path, and a ring that connects the inlet header and the outlet header.
  • a plurality of the thin tubes connected so as to form a shape, and the building is disposed in any one of a space portion surrounded by the inlet header, the outlet header, and the thin tubes and a space outside the thin tubes.
  • a lower suction port communicates with the other space portion, and a discharge port provided above the duct building communicates with the other space portion.
  • a fan is provided that sends air that is sucked from the building lower suction port and rises up the duct and cools the cooling water flowing through the narrow pipe to the building upper discharge port side. It is a feature.
  • a lower foundation plate is installed on the ground, an upper foundation plate is disposed on the lower foundation plate via a seismic isolation device, and the reactor containment vessel is placed on the upper foundation plate And the said building is installed,
  • the said building lower inlet provided in the ground surface part vicinity and the said duct are connected via the space part by which the said seismic isolation apparatus is arrange
  • the emergency core cooling device of the present invention is characterized in that the building lower suction port is provided between the upper foundation plate or the building and the lower foundation plate.
  • the building is installed so as to surround the periphery of the reactor containment vessel, and a plurality of the ducts are provided at equal intervals in the circumferential direction on the outer periphery of the building. It is characterized by.
  • the reactor equipment of the present invention includes a reactor containment vessel, a reactor disposed in the reactor containment vessel, a reactor auxiliary machine, and circulating cooling water to the reactor auxiliary machine at normal times.
  • Auxiliary equipment cooling path for cooling, a cooling device for normal time for cooling the cooling water flowing through the auxiliary equipment cooling path outside the reactor containment vessel, and primary to the reactor containment vessel or the reactor in an emergency A reactor cooling path that circulates and cools cooling water; and an emergency cooling device that air-cools the primary cooling water flowing through the reactor cooling path outside the reactor containment vessel.
  • cooling water is supplied to the reactor containment vessel or the reactor in an emergency and the coolant is collected and circulated, and cooled outside the reactor containment vessel.
  • the building is installed outside the reactor containment vessel, and the cooling water circulation route enters the building from the inside of the reactor containment vessel and returns to the reactor containment vessel again.
  • the cooling water flowing through this external path is air-cooled by the cooling device, so the cooling water flowing through the cooling water circulation path is air-cooled by the cooling device outside the reactor containment vessel, and the cooling water is efficiently Can be cooled.
  • a plurality of cooling water circulation paths and cooling devices are arranged in the building, so that one cooling water circulation path or cooling device failure may cause other cooling water circulation paths or cooling devices.
  • the device can be activated and safety can be improved.
  • the emergency core cooling device of the present invention as a cooling water circulation path, a spray path for spraying the cooling water in the fuel replacement water pit provided in the reactor containment vessel into the reactor containment vessel, and the fuel replacement A supply path for supplying cooling water in the water pit into the reactor, a recovery path for recovering the cooling water sprayed in the reactor containment vessel and the cooling water supplied in the reactor to the fuel replacement water pit, and Therefore, depending on the accident situation of the reactor, it is possible to select whether to spray cooling water into the reactor containment vessel, supply it into the reactor, or both, and improve safety. it can.
  • a duct extending in the vertical direction inside the building and having a building lower suction port and a building upper discharge port is provided, and the cooling device is provided in the duct.
  • the air flowing in the duct from the lower suction port is sent to the cooling device, where heat exchange with the cooling water is performed, and the hot air is discharged to the outside from the upper discharge port of the building. Water can be cooled efficiently.
  • the cooling device is provided with a plurality of thin tubes that are branched from the cooling water circulation path and arranged so as to cross the inside of the duct. Heat exchange with water is performed, and the cooling water can be efficiently cooled by air.
  • an inlet header into which cooling water enters from the cooling water circulation path, an outlet header for discharging cooling water to the cooling water circulation path, and an inlet header and an outlet header form a ring shape.
  • a plurality of narrow tubes connected to each other, and a suction port provided below the duct building communicates with the narrow tubes, and an upper discharge port of the duct is formed in a space surrounded by the inlet header, the outlet header, and the narrow tubes Therefore, air is sent from the outside to a plurality of capillaries in the shape of a ring, and the air in the heat-exchanged internal space is exhausted upward.
  • the cooling device can be downsized.
  • the fan is driven because the cooling air which is sucked from the building lower suction port and rises the duct and cools the cooling water flowing through the narrow tube is sent to the building upper discharge side.
  • the air flow generated by this the air exchanged with the cooling water flowing through the plurality of thin tubes is discharged upward or downward from the internal space, and the heat exchange efficiency can be improved.
  • the lower foundation plate is installed on the ground
  • the upper foundation plate is disposed on the lower foundation plate via the seismic isolation device
  • the reactor containment vessel and the upper foundation plate are arranged. Since the building is installed and the building's lower suction port and duct located near the surface part are communicated with each other through the space where the seismic isolation device is placed, the air in the vicinity of the ground surface is connected to the space of the seismic isolation device from the building's lower suction port.
  • the cooler air can be sent to the cooling device through the space of the seismic isolation device by sending it to the cooling device through the duct from here. Therefore, the shielding property can be improved.
  • the lower building inlet is provided between the upper foundation plate or the building and the lower foundation plate, it is not necessary to separately provide the lower building inlet in the building, etc. Can be made possible.
  • the building is installed so as to surround the reactor containment vessel, and a plurality of ducts are provided at equal intervals in the circumferential direction on the outer periphery of the building.
  • the auxiliary equipment cooling path for circulating and cooling the cooling water to the reactor auxiliary equipment at normal times and the cooling water flowing through the auxiliary equipment cooling path outside the reactor containment vessel Cooling system for normal time for water cooling, reactor cooling path for circulating primary cooling water to the reactor containment vessel or reactor in an emergency, and primary flow through the reactor cooling path outside the reactor containment vessel
  • An emergency cooling device for cooling the cooling water with air is provided. Therefore, safety and reliability can be improved by separately providing a normal cooling system and an emergency cooling system in the reactor facility. In addition, by using an air cooling system as an emergency cooling system, it is possible to reduce the size and cost of the apparatus.
  • FIG. 1 is an overall configuration diagram showing a reactor cooling system including an emergency core cooling device according to a first embodiment of the present invention.
  • FIG. 2 is a schematic configuration diagram illustrating a reactor facility in which the emergency core cooling apparatus according to the first embodiment is mounted.
  • FIG. 3 is a schematic view showing an air duct in the cooling device for primary cooling water.
  • FIG. 4 is a schematic diagram illustrating a cooling device for primary cooling water.
  • FIG. 5 is a plan view of a cooling device for primary cooling water. 6 is a cross-sectional view taken along the line VI-VI in FIG. 5 showing a longitudinal section of the cooling device for primary cooling water.
  • FIG. 7 is a schematic configuration diagram of a nuclear power plant having the emergency core cooling device of the first embodiment.
  • FIG. 1 is an overall configuration diagram showing a reactor cooling system including an emergency core cooling device according to a first embodiment of the present invention.
  • FIG. 2 is a schematic configuration diagram illustrating a reactor facility in which the emergency core cooling apparatus according to the first embodiment is mounted
  • FIG. 8 is a schematic configuration diagram showing a nuclear reactor facility having an emergency core cooling device according to a second embodiment of the present invention.
  • FIG. 9 is a schematic plan view in which a part of the reactor facility according to the second embodiment is cut away.
  • FIG. 10 is a cross-sectional view taken along the line XX of FIG. 9 showing the duct in which the cooling device is arranged.
  • FIG. 11 is an overall configuration diagram showing a reactor cooling system including a conventional emergency core cooling device.
  • FIG. 1 is an overall configuration diagram showing a reactor cooling system including an emergency core cooling apparatus according to a first embodiment of the present invention
  • FIG. 2 is a nuclear reactor facility equipped with the emergency core cooling apparatus according to the first embodiment
  • FIG. 3 is a schematic diagram showing an air duct in a cooling device for primary cooling water
  • FIG. 4 is a schematic diagram showing a cooling device for primary cooling water
  • FIG. 5 is a plan view of the cooling device for primary cooling water.
  • FIG. 6 is a sectional view taken along line VI-VI in FIG. 5 showing a longitudinal section of a cooling device for primary cooling water
  • FIG. 7 is a schematic configuration diagram of a nuclear power plant having an emergency core cooling device according to the first embodiment. .
  • the nuclear reactor of Example 1 uses light water as a reactor coolant and a neutron moderator, and produces high-temperature and high-pressure water that does not boil over the entire core, and sends this high-temperature and high-pressure water to a steam generator to generate steam by heat exchange.
  • This is a pressurized water reactor (PWR) that sends this steam to a turbine generator to generate electricity.
  • PWR pressurized water reactor
  • a pressurized water reactor 12 and a steam generator 13 are stored in the reactor containment vessel 11.
  • the reactor 12 and the steam generator 13 are connected via cooling water pipes 14 and 15, a pressurizer 16 is provided in the cooling water pipe 14, and a cooling water pump 15 a is provided in the cooling water pipe 15. .
  • light water is used as the moderator and primary cooling water (cooling material), and the primary cooling system is maintained at a high pressure of about 150 to 160 atm by the pressurizer 16 in order to suppress boiling of the primary cooling water in the core. You are in control.
  • the pressurized water reactor 12 light water is heated as the primary cooling water by the low-enriched uranium or MOX as the fuel (nuclear fuel), and the high-temperature primary cooling water is cooled in a state maintained at a predetermined high pressure by the pressurizer 16. It is sent to the steam generator 13 through the water pipe 14. In the steam generator 13, heat exchange is performed between the high-pressure and high-temperature primary cooling water and the secondary cooling water, and the cooled primary cooling water is returned to the pressurized water reactor 12 through the cooling water pipe 15.
  • the steam generator 13 is connected to a steam turbine 17 via a cooling water pipe 18, and the steam turbine 17 includes a high pressure turbine 19 and a low pressure turbine 20, and a generator 21 is connected thereto. Further, a moisture separation heater 22 is provided between the high pressure turbine 19 and the low pressure turbine 20, and a cooling water branch pipe 23 branched from the cooling water pipe 18 is connected to the moisture separation heater 22. On the other hand, the high pressure turbine 19 and the moisture separation heater 22 are connected by a low temperature reheat pipe 24, and the moisture separation heater 22 and the low pressure turbine 20 are connected by a high temperature reheat pipe 25.
  • the low-pressure turbine 20 of the steam turbine 17 has a condenser 26, and a condenser pipe 26 and a drain pipe 28 for supplying and discharging cooling water (for example, seawater) are connected to the condenser 26.
  • the condenser 26 is connected to a deaerator 30 through a cooling water pipe 29, and a condensate pump 31 and a low-pressure feed water heater 32 are provided in the cooling water pipe 29.
  • the deaerator 30 is connected to the steam generator 13 via a cooling water pipe 33, and a water supply pump 34 and a high-pressure feed water heater 35 are provided in the cooling water pipe 33.
  • the steam generated by performing heat exchange with the high-pressure and high-temperature primary cooling water in the steam generator 13 is sent to the steam turbine 17 (from the high-pressure turbine 19 to the low-pressure turbine 20) through the cooling water pipe 18, and this steam is generated. Then, the steam turbine 17 is driven to generate power by the generator 21. At this time, the steam from the steam generator 13 drives the high pressure turbine 19, and then the moisture contained in the steam is removed and heated by the moisture separator / heater 22, and then the low pressure turbine 20 is driven.
  • the steam that drives the steam turbine 17 is cooled by the condenser 26 to become condensed water, heated by the low-pressure feed water heater 32 by, for example, the low-pressure steam extracted from the low-pressure turbine 20, and dissolved by the deaerator 30. After impurities such as oxygen and uncondensed gas (ammonia gas) are removed, the high pressure feed water heater 35 heats the high pressure steam extracted from, for example, the high pressure turbine 19 and then returns to the steam generator 13.
  • an auxiliary machine cooling system A that circulates and cools primary cooling water to the reactor auxiliary machine at normal time
  • an emergency reactor cooling system B for circulating and cooling primary cooling water to the reactor containment vessel 11 and the pressurized water reactor 12 is provided independently.
  • the first building 50 is installed so as to surround the outer peripheral side of the reactor containment vessel 11, and the second building 40 is installed adjacent to the first building 50.
  • the reactor auxiliary equipment includes not only the cooling water pump 15a described above but also a pump, a heat exchanger, etc. (not shown).
  • the first building 50 is provided with a residual heat removal cooling path 42 that circulates the primary cooling water flowing through the cooling water pipes 14 and 15 (see FIG. 7) using the pump 41.
  • the residual heat removal cooling path 42 is provided with a residual heat removal heat exchanger (cooling device for normal use) 43, and secondary cooling water is supplied to the second building 40 with respect to the residual heat removal heat exchanger 43.
  • a secondary cooling water circulation path 44 and a pump 45 for circulating and cooling the primary cooling water are provided.
  • the secondary cooling water circulation path 44 is provided with a reactor auxiliary machine cooling water heat exchanger (normal shutdown cooling device) 46, and seawater is supplied to the reactor auxiliary machine cooling water heat exchanger 46.
  • a seawater flow passage 47 and a pump 48 are provided for cooling the secondary cooling water through the water.
  • a plurality of reactor cooling systems B are arranged in the first building 50 (four in the embodiment).
  • the reactor cooling system B supplies a primary cooling water to the reactor containment vessel 11 and the pressurized water reactor 12 in an emergency, and collects and circulates the primary cooling water for circulation (reactor cooling path) 51.
  • a cooling device (emergency cooling device) 52 for air-cooling the primary cooling water flowing in the cooling water circulation path 51 outside the reactor containment vessel 11.
  • the reactor cooling system B (cooling water circulation path 51 and cooling device 52) constitutes an emergency core cooling device (ECCS: Emergency Core Cooling System) of the present invention and a containment vessel spray device.
  • ECCS Emergency Core Cooling System
  • a fuel replacement water pit 61 is provided in the reactor containment vessel 11 below the pressurized water reactor 12.
  • a spraying path 62 is provided that extends from the fuel replacement water pit 61 through the first external building 50 to the reactor containment vessel 11 and extends to the upper side of the pressurized water reactor 12.
  • the spray path 62 is provided with a supply pump 63 and a motorized valve 64 at an intermediate part, and a spray pipe 65 having a large number of injection nozzles 65a is connected to the tip part.
  • the primary cooling water in the fuel replacement water pit 61 is sent to the spray pipe 65 through the spray path 62, and the primary cooling water is sprayed into the reactor containment vessel 11 by the numerous injection nozzles 65a.
  • the inside of the reactor containment vessel 11 can be cooled.
  • a supply path 66 is provided that extends from the fuel replacement water pit 61 through the first external building 50 to the reactor containment vessel 11 and extends to the pressurized water reactor 12.
  • the supply path 66 is provided with a supply pump 67, a motor operated valve 68, and check valves 69 and 70 at an intermediate portion, and the tip is connected to the core tank of the pressurized water reactor 12.
  • the primary cooling water in the fuel replacement water pit 61 can be sent to the core tank of the pressurized water reactor 12 through the supply path 66 to cool the core of the pressurized water reactor 12.
  • a circulation path 71 is provided which extends from the fuel replacement water pit 61 through the first external building 50 to the reactor containment vessel 11 again and extends to the fuel replacement water pit 61.
  • the circulation path 71 is provided with a supply pump 72 and a motorized valve 73 at an intermediate portion.
  • the cooling water pipes 14 and 15 of the pressurized water reactor 12 are provided with an emergency extraction path 74 for extracting the primary cooling water to the fuel replacement water pit 61.
  • the emergency extraction path 74 is provided with a motorized valve 75 at an intermediate portion.
  • the motor-operated valve 75 when the motor-operated valve 75 is opened, the primary cooling water flowing through the cooling water pipes 14 and 15 can be extracted to the fuel replacement water pit 61 through the emergency extraction path 74. At this time, when the supply pump 72 is driven, the primary cooling water in the fuel replacement water pit 61 can be returned again to the fuel replacement water pit 61 through the circulation path 71.
  • the primary cooling water which is sent to the spray pipe 65 through the spraying path 62 and sprayed into the reactor containment vessel 11 from the numerous injection nozzles 65a, and is sent to the reactor core tank of the pressurized water reactor 12 through the supply path 66.
  • a recovery path for recovering the primary cooling water leaked into the furnace containment vessel 11 to the fuel replacement water pit 61 is provided. Although not shown, this recovery path is a floor surface where the primary cooling water accumulated in the reactor containment vessel 11 flows into the fuel replacement water pit 61.
  • the cooling water circulation path 51 includes a spraying path 62, a supply path 66, a circulation path 71, and a recovery path.
  • the cooling water circulation path 51 (spreading path 62, supply path 66, circulation path 71) is set by an external path 53 that enters the first building 50 from the reactor containment vessel 11 and returns to the reactor containment vessel 11.
  • a cooling device 52 is provided for the external path 53.
  • a first duct 81 is formed along the horizontal direction, and a lower suction port (building lower suction port) 82 is formed at one end in the longitudinal direction.
  • a second duct 83 is formed along the vertical direction, and an upper discharge port (building upper discharge port) 84 is formed at one end (upper end) in the longitudinal direction.
  • the other end part in the 1st duct 81 and the other end part (lower end part) in the 2nd duct 83 are connected so that it may cross substantially orthogonally, and the cooling device 52 is arrange
  • a third duct 85 that extends downward from the communication portion of the first duct 81 and the second duct 83 and then bends upward and communicates with the second duct 83 above the cooling device 52. Is formed.
  • Example 1 the first duct 81, the second duct 83, and the third duct 85 constitute the duct of the present invention.
  • the inlet headers 91a, 91b, 91c, 91d and the outlet headers 92a, 92b, 92c, 92d are arranged at predetermined intervals, and these form four sets of squares.
  • the inlet headers 91a, 91b, 91c, and 91d facing each other and the outlet headers 92a, 92b, 92c, and 92d are connected by a plurality of thin tubes 93a, 93b, 93c, and 93d.
  • the inlet headers 91a, 91b, 91c, 91d and the outlet headers 92a, 92b, 92c, 92d have a hollow shape and communicate with each other by a plurality of thin tubes 93a, 93b, 93c, 93d.
  • the narrow tubes 93a, 93b, 93c, and 93d are arranged side by side along the horizontal direction, and are arranged side by side in a staggered manner in the vertical direction.
  • the inlet headers 91a, 91b, 91c, 91d and the outlet headers 92a, 92b, 92c, 92d have inlet portions 94a, 94b connected to the cooling water circulation path 51 (spreading path 62, supply path 66, circulation path 71). , 94c, 94d and outlet portions 95a, 95b, 95c, 95d.
  • the inlet headers 91a, 91b, 91c, 91d In addition, in the space portion 96 surrounded by the inlet headers 91a, 91b, 91c, 91d, the outlet headers 92a, 92b, 92c, 92d and the plurality of narrow tubes 93a, 93b, 93c, 93d, the inlet headers 91a, 91b, 91c, The electric motor 98 is supported by four stays 97 extending from 91d and the outlet headers 92a, 92b, 92c, and 92d. The drive shaft extending upward and downward from the electric motor 98 allows air in the space portion 96 to flow upward. Fans 99 and 100 sent out downward are consolidated.
  • the rectangular guides 102 and 103 are fixed to the upper and lower ends of the inlet headers 91a, 91b, 91c, and 91d and the outlet headers 92a, 92b, 92c, and 92d.
  • the cooling device 52 configured as described above is arranged in the communication portion of the first duct 81, the second duct 83, and the third duct 85, thereby allowing the thin tubes 93 (93 a, 93 b, 93c, 93d) communicates with the first duct 81 (lower suction port 82).
  • the second duct 83 (above the space 96 surrounded by the inlet header 91 (91a, 91b, 91c, 91d), the outlet header 92 (92a, 92b, 92c, 92d) and the plurality of thin tubes 93 (upward)
  • the discharge port 84 communicates, and the third duct 85 communicates below the space 96.
  • the narrow pipe 93 of the cooling water circulation path 51 is arranged so as to cross the first duct 81.
  • auxiliary equipment cooling system A is used as shown in FIG. That is, when the reactor is stopped normally, the pump 41 is driven, and the primary cooling water of the cooling water pipes 14 and 15 is supplied to the residual heat removal heat exchanger 43 through the residual heat removal cooling path 42 to be cooled. At this time, the pump 45 is driven, and the secondary cooling water is supplied to the residual heat removal heat exchanger 43 through the secondary cooling water circulation path 44, thereby cooling the primary cooling water circulating in the residual heat removal cooling path 42.
  • the pump 48 is driven, and the seawater is supplied to the reactor auxiliary machine coolant heat exchanger 46 through the seawater flow path 47, thereby cooling the secondary coolant circulating in the secondary coolant circulation path 44.
  • the reactor cooling system B is used as shown in FIG. That is, in the case of a large fracture LOCA (Loss of Coolant Accident), the supply pump 63 is driven, and the primary cooling water stored in the fuel replacement water pit 61 is passed through the spray path 62 to the spray pipe 65.
  • the primary cooling water is sprayed from the large number of spray nozzles 65 a attached to the spray pipe 65 into the reactor containment vessel 11. Then, this primary cooling water will be sprayed against a large amount of steam generated in the reactor containment vessel 11, where a large amount of energy is taken away and the inside of the reactor containment vessel 11 is cooled. It drops at a high temperature and returns to the fuel replacement water pit 61 through the recovery path. Therefore, the energy released into the reactor containment vessel 11 can be taken away by the dispersed primary cooling water, and the integrity of the reactor containment vessel 11 can be maintained.
  • LOCA Large fracture LOCA
  • the supply pump 67 is driven, and the primary cooling water stored in the fuel replacement water pit 61 is sent to the core tank of the pressurized water reactor 12 through the supply path 66. Then, the primary cooling water takes away the decay heat of the core generated in the pressurized water reactor 12, cools the inside of the pressurized water reactor 12 and then flows out to the outside, and passes through the recovery path. The fuel replacement water pit 61 is returned. Therefore, the decay heat of the pressurized water reactor 12 can be taken away by the supplied primary cooling water, and the cooling of the fuel in the pressurized water reactor 12 can be maintained.
  • the primary containment water cooled by the reactor containment vessel 11 and the pressurized water reactor 12 is cooled by the cooling device 52. is doing. That is, the primary cooling water that has become high temperature by cooling the reactor containment vessel 11 and the pressurized water reactor 12 is continuously air-cooled by the cooling device 52 when flowing through the spraying path 62 and the supply path 66.
  • the primary cooling water taken from the fuel replacement water pit 61 flows through the spraying path 62 and the supply path 66, the primary cooling water exits the reactor containment vessel 11 and enters the building 50. It reaches the cooling device 52. In this cooling device 52, the primary cooling water enters the inlet header 91 (91a, 91b, 91c, 91d), passes through a large number of thin tubes 93 (93a, 93b, 93c, 93d), and the outlet header 92 (92a, 92b, 92c, 92d).
  • the primary cooling water that has been heated to a high temperature by cooling the reactor containment vessel 11 and the pressurized water reactor 12 is continuously air-cooled by the cooling device 52, and the reactor containment vessel 11 and the pressurized water reactor 12 are thus cooled. Can be properly cooled.
  • the motor-operated valve 75 is opened, and the primary cooling water flowing through the cooling water pipes 14, 15 passes through the emergency extraction path 74 to the fuel replacement water pit 61. To extract.
  • the supply pump 72 is driven, and the primary cooling water stored in the fuel replacement water pit 61 is returned to the fuel replacement water pit 61 through the circulation path 71.
  • the cooling device 52 is provided in the circulation path 71 as described above, the primary cooling water that has been heated to a high temperature by cooling the pressurized water reactor 12 is supplied from the fuel replacement water pit 61 to the circulation path. When it flows through 71, it is continuously cooled by the cooling device 52.
  • the pressurized water reactor 12 is arranged in the reactor containment vessel 11, and the reactor containment vessel 11 or the pressurized water reactor 12 is provided in an emergency.
  • a cooling water circulation path 51 that supplies primary cooling water and collects and circulates the primary cooling water, and a cooling device 52 that air-cools the primary cooling water flowing through the cooling water circulation path 51 outside the reactor containment vessel 11 are provided. ing.
  • the cooling device 52 that cools the primary cooling water supplied to the reactor containment vessel 11 or the pressurized water reactor 12 is provided outside the reactor containment vessel 11 so as to be air-cooled. The cost can be reduced, and safety and reliability can be improved.
  • the first building 50 is installed outside the reactor containment vessel 11 and enters the first building 50 from the reactor containment vessel 11 as the cooling water circulation path 51.
  • An external path 53 returning to the reactor containment vessel 11 is provided again, and the cooling water 52 cools the primary cooling water flowing through the external path 53 with air. Therefore, the primary cooling water flowing through the cooling water circulation path 51 is air-cooled by the cooling device 52 outside the reactor containment vessel 11, and the primary cooling water can be efficiently cooled.
  • a plurality of sets of the cooling water circulation path 51 and the cooling device 52 are arranged in the first building 50. Therefore, the other cooling water circulation path 51 and the cooling device 52 can be operated in response to a failure of one cooling water circulation path 51 and the cooling device 52 or during maintenance work, thereby improving safety.
  • the cooling water circulation path 51 is used to spray the primary cooling water in the fuel replacement water pit 61 provided in the reactor containment vessel 11 into the reactor containment vessel 11.
  • a path 62, a supply path 66 for supplying the primary cooling water 61 in the fuel replacement water pit 61 to the pressurized water reactor 12, and the primary cooling water sprayed in the reactor containment vessel 11 and the pressurized water reactor 12 And a recovery path for recovering the primary cooling water supplied to the fuel replacement water pit 61. Therefore, it is possible to select whether primary cooling water is sprayed into the reactor containment vessel 11, supplied into the pressurized water reactor 12, or both depending on the accident situation of the nuclear reactor equipment, and safety is improved. Can be improved.
  • the ducts 81, 83, and 85 that extend in the vertical direction inside the first building 50 and have the lower suction port 82 and the upper discharge port 84 are provided, A cooling device 52 is provided in the connecting portion of the ducts 81, 83, 85. Therefore, the air flowing through the first duct 81 from the lower suction port 82 is sent to the cooling device 52, where heat exchange with the cooling water is performed, and the hot air is discharged from the upper discharge port 84 to the outside.
  • the primary cooling water can be efficiently cooled by air.
  • the cooling device 52 is provided with a plurality of thin tubes 93 that are branched from the cooling water circulation path 51 and arranged so as to cross the ducts 81, 83, 85. Accordingly, the air sucked into the ducts 81, 83, 85 from the lower suction port 82 is sent to the plurality of thin tubes 93, where heat exchange between the air and the primary cooling water flowing through the thin tubes 93 is performed. The air thus formed is discharged to the outside from the upper discharge port 84, and the primary cooling water can be efficiently cooled by the air.
  • the upper discharge port 84 of each of the ducts 81, 83, 85 communicates with the space 96 surrounded by the thin tube 93.
  • the cooling device 52 can be downsized by improving the heat exchange efficiency.
  • fans 99 and 100 are provided for sending the air in the space 96 surrounded by the inlet header 91, the outlet header 92, and the narrow tube 93 upward or downward. Accordingly, the air exchanged with the primary cooling water flowing through the plurality of thin tubes 93 due to the air flow generated by driving the fans 99 and 100 is discharged upward or downward from the internal space. Exchange efficiency can be improved.
  • Cooling device for normal time (reactor auxiliary coolant heat exchanger 46) for cooling the secondary cooling water flowing through the machine cooling system A, and primary cooling water to the reactor containment vessel 11 or the pressurized water reactor 12 in an emergency.
  • Reactor cooling system B (cooling water circulation path 51) that circulates and cools the reactor, and an emergency cooling device (cooling device) that air-cools the primary cooling water that flows through the reactor cooling system B outside the reactor containment vessel 11 52).
  • auxiliary cooling system A auxiliary cooling system
  • reactor cooling system B reactor cooling system
  • the primary cooling water for the cooling water pipes 14 and 15 is used as the fuel replacement water pit.
  • An emergency extraction path 74 for extracting to 61 and a circulation path 71 for circulating the primary cooling water of the fuel replacement water pit 61 via the cooling device 52 are provided. Therefore, by providing two cooling systems that can be used when shutting down the nuclear reactor, the cooling systems can be diversified without impairing the economy, and high reliability can be ensured.
  • FIG. 8 is a schematic configuration diagram showing a nuclear reactor facility having an emergency core cooling apparatus according to Embodiment 2 of the present invention
  • FIG. 9 is a schematic plan view with a part cut away showing the reactor facility of Embodiment 2.
  • FIG. 10 is a cross-sectional view taken along the line XX of FIG. 9 showing the duct in which the cooling device is arranged.
  • symbol is attached
  • Example 2 Since the reactor of Example 2 is a pressurized water reactor as in Example 1, description of the reactor containment vessel and its internal structure is omitted.
  • this reactor cooling system is also provided in an auxiliary machine cooling system that circulates and cools primary cooling water to a nuclear reactor auxiliary machine at normal times, and a reactor containment vessel and a nuclear reactor in an emergency. Since an emergency reactor cooling system that circulates and cools the primary cooling water is provided independently, description of this point is also omitted.
  • the first building 111 is installed so as to surround the outer peripheral side of the reactor containment vessel 11 having a hollow cylindrical shape, and the first building 111 is a flat surface.
  • the view is rectangular.
  • a lower foundation plate 113 is installed on the ground 112, and an upper foundation plate 115 is disposed on the lower foundation plate 113 via a seismic isolation device 114.
  • a storage container 11 and a first building 111 are installed.
  • the lower foundation plate 113 has a center base portion 113a corresponding to the lower side of the reactor containment vessel 11 and an outer periphery base portion 113b corresponding to the lower side of the first building 111 on the outer peripheral side of the center base portion 113a. ing.
  • the center base portion 113a has a substantially circular shape
  • the outer periphery base portion 113b has a rectangular shape
  • the outer periphery base portion 113b is positioned below the center base portion 113a via the bent portion 113c.
  • the upper base plate 115 is a central base portion 115a where the lower portion of the reactor containment vessel 11 is installed, and an outer peripheral side of the central base portion 115a, and the lower portion of the first building 111 is It has the outer periphery base part 115b installed.
  • the center base portion 115a has a substantially circular shape
  • the outer periphery base portion 115b has a rectangular shape
  • the outer periphery base portion 115b is positioned below the center base portion 115a via the bent portion 115c.
  • the lower base plate 113 and the upper base plate 115 are horizontal and are arranged in parallel.
  • a space 116 is provided between the lower foundation plate 113 and the upper foundation plate 115, and a seismic isolation device 114 is interposed in the space 116.
  • the seismic isolation device 114 is configured, for example, by arranging lead-containing laminated rubber 114a at approximately equal intervals.
  • the configurations of the lower base plate 113, the seismic isolation device 114, and the upper base plate 115 are not limited to this configuration, and may be configured by a simple horizontal member.
  • the lower base plate 113 has a vertical wall portion 113d erected with a predetermined gap so as to surround the first building 111 and the upper base plate 115 on the outer peripheral portion.
  • the height of the vertical wall portion 113d is substantially the same height as the ground surface of the ground 112.
  • the first building 111 or the upper base plate 115 is provided with an upper end portion of the vertical wall portion 113d of the lower base plate 113 and a flange portion 115d adjacent to the inner peripheral surface on the outer peripheral surface.
  • the flange portion 115d is located above the gap between the vertical wall portion 113d of the lower foundation plate 113 and the first building 111 or the upper foundation plate 115, and serves to prevent rainwater from entering the gap. Yes.
  • a plurality of ducts 121 are provided on the outer periphery of the first building 111 at equal intervals in the circumferential direction.
  • ducts 121 are provided at the four corners. That is, in the first building 111, the duct 121 is formed along the vertical direction, the lower end portion is between the lower base plate 113 and the upper base plate 115, and the space portion in which the seismic isolation device 114 is accommodated. 116. This space portion 116 can communicate with the outside through a gap between the vertical wall portion 113 d of the lower base plate 113 and the first building 111 and the upper base plate 115.
  • the lower suction port (building lower suction port) 122 is formed between the tip of the vertical wall portion 113 d of the lower base plate 113 and the flange portion 115 d of the upper base plate 115.
  • the lower suction port 122 is provided on the entire circumference of the outer periphery of the first building 111.
  • the duct 121 has an upper end communicating with a plurality of upper outlets (building upper outlets) 123 provided in the roof portion 111a of the first building 111.
  • the upper discharge ports 123 are formed at four locations on the side of the roof portion 111a.
  • a widened portion 111b is formed at an upper portion, that is, a position close to the roof portion 111a, and a cooling device 124 is disposed in the widened portion 111b.
  • the cooling device 124 includes an inlet header, an outlet header, and a plurality of thin tubes that connect the two.
  • a cooling water circulation path 51 (see FIG. 2) is connected to the inlet header and the outlet header.
  • a plurality of (four in this embodiment) fans 125 are provided above the cooling device 124 and below the roof portion 111a.
  • the first duct 121a has a lower end portion communicating with the lower suction port 122 through the space portion 116, and an upper end portion inside the cooling device 124, that is, The inlet header, the outlet header, and a space surrounded by a plurality of thin tubes communicate with each other.
  • the second duct 121b has a lower end communicating with the outside of the cooling device 124, that is, an inlet header, an outlet header, and a space outside the plurality of thin tubes, and an upper end connected to the upper outlet 123 via the fan 125. Communicate.
  • the space surrounded by the inlet header, the outlet header, and the plurality of thin tubes is open at the bottom, but is closed at the top.
  • each fan 125 when each fan 125 is rotated by an electric motor (not shown), an upward flow is generated in the second duct 121b, and in the cooling device 124, a suction force that flows outward from the inner space through a plurality of thin tubes acts.
  • the suction force acts on the lower suction port 122 through the first duct 121a, the space 116, and the gap between the first building 111 and the vertical wall 113d. Then, the air outside the first building 111 is sucked into the space 116 from the lower suction port 122 and guided to the inside of the cooling device 124 through the first duct 121a.
  • the cooling device 124 when the outside air passes through the gaps between the thin tubes, heat exchange is performed between the air and the primary cooling water flowing through the thin tubes, thereby cooling the primary cooling water. And the air which took heat from primary cooling water and became high temperature flows into the 2nd channel
  • Such an operation is executed during emergency operation of the nuclear reactor equipment. That is, at the time of the large breakage LOCA or the small breakage LOCA of the reactor facility, the primary containment water that has become a high temperature by cooling the reactor containment vessel 11 and the pressurized water reactor 12 is cooled by the cooling device 124. That is, when the primary cooling water that has become high temperature by cooling the reactor containment vessel 11 or the pressurized water reactor 12 flows through the cooling water circulation path 51, it is continuously cooled by the cooling device 124.
  • the duct 121 having the lower suction port 122 and the upper discharge port 123 is provided in the first building 111 so as to extend along the vertical direction.
  • a device 124 is provided in the duct 121. Accordingly, the air flowing in the duct 121 from the lower suction port 122 is sent to the cooling device 124, where heat exchange with the cooling water is performed, and the high temperature air is sent from the upper discharge port 123 of the first building 111. It will be discharged to the outside, the chimney effect can be applied efficiently, and the cooling efficiency of the primary cooling water by air can be improved.
  • the fan 125 that sends out air, which is sucked from the lower suction port 122 and moves up the duct 121 and cools the cooling water flowing through the narrow tube of the cooling device 124, to the upper discharge port 123 side. Is provided. Therefore, air exchanged with the primary cooling water is discharged upward by the air flow generated by driving the fan 125, and the heat exchange efficiency can be improved.
  • the lower foundation plate 113 is installed on the ground 112
  • the upper foundation plate 115 is disposed on the lower foundation plate 113 via the seismic isolation device 114
  • the upper foundation plate 115 is disposed.
  • the reactor containment vessel 11 and the first building 111 are installed on the top, and the lower suction port 122 provided in the vicinity of the ground surface portion and the duct 121 are communicated with each other through a space portion 116 in which the seismic isolation device 124 is disposed. Accordingly, air near the ground surface is taken into the space portion 116 from the lower suction port 122 and sent from here to the cooling device 124 through the duct 121, so that cooler air can be sent to the cooling device 124 through the space portion 116.
  • Cooling efficiency can be improved. That is, by disposing the lower suction port 122 and the upper discharge port 123 away from each other by a predetermined distance, it is possible to prevent high temperature air discharged from the upper discharge port 123 from being sucked from the lower suction port 122. .
  • the lower suction port 122 is provided between the upper base plate 115 and the flange portion 115d of the first building 111 and the vertical wall portion 113d of the lower base plate 113. Therefore, it is not necessary to provide a separate inlet in the first building 111 or the like, and the structure can be simplified.
  • the first building 111 is installed so as to surround the reactor containment vessel 11, and the ducts 121 are distributed on the outer periphery of the first building 111 at equal intervals in the circumferential direction. That is, they are provided at the four corners of the first building 111. Therefore, by providing a plurality of cooling devices 124 and ducts 121 that are physically separated in the circumferential direction, the remaining cooling devices 124 and ducts 121 can be used even if some of them are damaged or broken down. Thus, the primary cooling water can be appropriately cooled, and sufficient safety can be ensured.
  • the cooling devices 52 and 124 are arranged such that the four inlet headers 91 and the four outlet headers 92 are arranged in a square shape, and each of the inlet headers 91 and each of the outlet headers 92 is formed by a plurality of thin tubes 93. Although connected and configured, it is not limited to this shape.
  • the cooling device 52 is not limited to a quadrangular shape, and may be a circular shape by bending a triangular shape, a hexagonal shape, or a thin tube, for example.
  • the emergency core cooling apparatus and the reactor equipment of the present invention have been described as applied to a pressurized water reactor (PWR), but a boiling water reactor (BWR: It can also be applied to Boiling Water Reactor.
  • the cooling water circulation path is configured by a path for supplying cooling water stored in a suppression pool provided in a lower part of the reactor containment vessel into the reactor and a path for recovering the cooling water, and supplying the cooling water. May be provided outside the reactor containment vessel, and a cooling device for air cooling the cooling water flowing through this path may be provided.
  • the emergency core cooling device and the reactor equipment according to the present invention can be reduced in size and cost by providing a cooling device that air-cools the cooling water supplied to the reactor containment vessel or the reactor in an emergency. In addition, it improves safety and reliability, and can be applied to any nuclear reactor.

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Abstract

　非常用炉心冷却装置において、原子炉格納容器（１１）内に加圧水型原子炉（１２）を配置して構成し、非常時に原子炉格納容器（１１）または加圧水型原子炉（１２）に一次冷却水を供給すると共に一次冷却水を回収して循環する冷却水循環経路（５１）と、原子炉格納容器（１１）の外部にて冷却水循環経路（５１）を流れる一次冷却水を空気冷却する冷却装置（５２）とを設けることにより、小型化並びに低コスト化を可能とすると共に安全性並びに信頼性を向上させる。

Description

非常用炉心冷却装置及び原子炉設備
　本発明は、原子炉に一次冷却水を循環する配管が破損する冷却水喪失事故が発生したときに、原子炉やその格納容器に冷却水を供給して冷却する非常用炉心冷却装置、並びに、この非常用炉心冷却装置が搭載された原子炉設備に関するものである。
　図１１は、従来の非常用炉心冷却装置を含めた原子炉冷却系を表す全体構成図である。従来の原子炉設備において、図１１に示すように、原子炉格納容器００１内には、加圧水型原子炉００２及び蒸気発生器００３が格納されており、この加圧水型原子炉００２と蒸気発生器００３とは冷却水配管００４，００５を介して連結され、冷却水ポンプ００６により一次冷却水を循環可能となっている。
　従来の原子炉冷却系において、原子炉格納容器００１内には、燃料取替用水ピット００７が設けられており、非常時にこの燃料取替用水ピット００７の冷却水を、ポンプ００８により加圧水型原子炉００２に供給して冷却する原子炉冷却経路００９が設けられると共に、冷却水をポンプ０１０により噴射ノズル０１１を用いて原子炉格納容器００１に散布して冷却する原子炉格納容器冷却経路０１２が設けられている。
　また、原子炉格納容器冷却経路０１２には、熱交換器０１３が設けられ、この熱交換器０１３に対して二次冷却水を循環して一次冷却水を冷却する二次冷却水循環経路０１４及びポンプ０１５が設けられている。更に、二次冷却水循環経路０１４には、熱交換器０１６が設けられ、この熱交換器０１６に対して海水を貫流して二次冷却水を冷却する海水貫流経路０１７及びポンプ０１８が設けられている。また、二次冷却水循環経路０１４から分岐して、原子炉格納容器００１内にある冷却水ポンプ００６などの補機、または、原子炉格納容器００１外にあるポンプ０１０などの補機に二次冷却水を供給して冷却する補機冷却経路０１９，０２０が設けられている。
　従って、原子炉設備の通常運転時には、ポンプ０１５を駆動し、二次冷却水を補機冷却経路０１９，０２０により補機（ポンプ００６，０１０）に供給して冷却する。また、ポンプ０１８を駆動し、海水を海水貫流経路０１７により熱交換器０１６に供給することで、二次冷却水循環経路０１４を循環する二次冷却水を冷却する。
　一方、原子炉設備の非常運転時には、ポンプ００８を駆動し、燃料取替用水ピット００７の一次冷却水を、原子炉冷却経路００９により加圧水型原子炉００２に供給して冷却すると共に、ポンプ０１０を駆動し、原子炉格納容器冷却経路０１２により噴射ノズル０１１に供給し、原子炉格納容器００１に散布して供給する。このとき、通常運転時と同様に、二次冷却水を循環して熱交換器０１３により一次冷却水を冷却すると共に、海水を貫流して熱交換器０１６により二次冷却水を冷却する。
　このような原子炉設備における原子炉冷却系は、例えば、下記に記載した特許文献１や非特許文献１に記載されている。
特公平０７－０１５５０６号公報
「軽水炉発電所のあらまし」（改訂版）平成４年１０月発行，Ｐ１８２～Ｐ１９７
　上述した従来の原子炉設備における原子炉冷却系にあっては、原子炉設備の通常運転時に作動する冷却系と、非常運転時に作動する冷却系を兼用している。そのため、通常運転時に原子炉冷却系にトラブルがあったときに、冷却水喪失事故が発生すると、非常運転時に原子炉冷却系を作動することができない。そのため、一般的に、この原子炉冷却系を複数系統設けている。そのため、設備が大型化すると共に設備コストやメンテナンスコストも増大してしまうという問題がある。
　本発明は、上述した課題を解決するものであり、小型化並びに低コスト化を可能とすると共に安全性並びに信頼性を向上させる非常用炉心冷却装置及び原子炉設備を提供することを目的とする。
　上記の目的を達成するための本発明の非常用炉心冷却装置は、原子炉格納容器内に原子炉が配置された原子炉設備において、非常時に前記原子炉格納容器または前記原子炉に冷却水を供給すると共に冷却水を回収して循環する冷却水循環経路と、前記原子炉格納容器の外部にて前記冷却水循環経路を流れる冷却水を空気冷却する冷却装置と、を備えることを特徴とするものである。
　本発明の非常用炉心冷却装置では、前記原子炉格納容器の外側に建屋が設置され、前記冷却水循環経路は、前記原子炉格納容器内から前記建屋内に侵入して再び前記原子炉格納容器に戻る外部経路を有し、前記冷却装置は、前記外部経路を流れる冷却水を空気冷却することを特徴としている。
　本発明の非常用炉心冷却装置では、前記冷却水循環経路及び前記冷却装置は、前記建屋内に複数組配置されることを特徴としている。
　本発明の非常用炉心冷却装置では、前記冷却水循環経路は、前記原子炉格納容器内に設けられる燃料取替用水ピット内の冷却水を前記原子炉格納容器内に散布する散布経路と、前記燃料取替用水ピット内の冷却水を前記原子炉内に供給する供給経路と、前記原子炉格納容器内に散布された冷却水及び前記原子炉内に供給された冷却水を前記燃料取替用水ピットに回収する回収経路とを有することを特徴としている。
　本発明の非常用炉心冷却装置では、前記建屋の内部に上下方向に沿って延設されると共に建屋下方吸入口と建屋上方排出口を有するダクトが設けられ、前記冷却装置は、該ダクト内に設けられることを特徴としている。
　本発明の非常用炉心冷却装置では、前記冷却装置は、前記冷却水循環経路から分岐されて前記ダクト内を横切るように配置される複数の細管を有することを特徴としている。
　本発明の非常用炉心冷却装置では、前記冷却装置は、前記冷却水循環経路から冷却水が入る入口ヘッダと、前記冷却水循環経路に冷却水を出す出口ヘッダと、前記入口ヘッダと前記出口ヘッダをリング形状をなすように連結する複数の前記細管とを有し、前記入口ヘッダと前記出口ヘッダと前記細管とにより囲繞された空間部と前記細管より外側の空間のいずれか一方の空間部に前記建屋下方吸入口が連通し、他方の前記空間部に前記ダクトの建屋上方に設けられた排出口が連通することを特徴としている。
　本発明の非常用炉心冷却装置では、前記建屋下方吸入口から吸入されて前記ダクトを上昇して前記細管を流れる冷却水を冷却した空気を前記建屋上方排出口側に送り出すファンが設けられることを特徴としている。
　本発明の非常用炉心冷却装置では、地盤上に下部基礎版が設置され、該下部基礎版上に免震装置を介して上部基礎版が配置され、該上部基礎版上に前記原子炉格納容器及び前記建屋が設置され、地表部分近傍に設けられる前記建屋下方吸入口と前記ダクトが前記免震装置が配置される空間部を介して連通されることを特徴としている。
　本発明の非常用炉心冷却装置では、前記建屋下方吸入口は、上部基礎版または前記建屋と前記下部基礎版との間に設けられることを特徴としている。
　本発明の非常用炉心冷却装置では、前記建屋は、前記原子炉格納容器の周囲を取り囲むように設置され、前記ダクトは、前記建屋の外周部に周方向等間隔に分散して複数設けられることを特徴としている。
　また、本発明の原子炉設備は、原子炉格納容器と、該原子炉格納容器内に配置される原子炉と、原子炉補機と、通常時に前記原子炉補機に冷却水を循環して冷却する補機冷却経路と、前記原子炉格納容器の外部にて前記補機冷却経路を流れる冷却水を水冷却する通常時用冷却装置と、非常時に前記原子炉格納容器または前記原子炉に一次冷却水を循環して冷却する原子炉冷却経路と、前記原子炉格納容器の外部にて前記原子炉冷却経路を流れる一次冷却水を空気冷却する非常時用冷却装置と、を備えることを特徴とするものである。
　本発明の非常用炉心冷却装置によれば、非常時に原子炉格納容器または原子炉に冷却水を供給すると共に冷却水を回収して循環する冷却水循環経路と、原子炉格納容器の外部にて冷却水循環経路を流れる冷却水を空気冷却する冷却装置とを設けている。従って、原子炉格納容器または原子炉に供給する冷却水を冷却する冷却装置を、原子炉格納容器の外部に設けて空気冷却式とすることで、装置の小型化並びに低コスト化を可能とすることができると共に、安全性並びに信頼性を向上させることができる。
　本発明の非常用炉心冷却装置によれば、原子炉格納容器の外側に建屋を設置し、冷却水循環経路として、原子炉格納容器内から建屋内に侵入して再び原子炉格納容器に戻る外部経路を設け、冷却装置によりこの外部経路を流れる冷却水を空気冷却するので、冷却水循環経路を流れる冷却水を、原子炉格納容器内の外部で冷却装置により空気冷却することとなり、冷却水を効率良く冷却することができる。
　本発明の非常用炉心冷却装置によれば、冷却水循環経路及び冷却装置を建屋内に複数組配置するので、一つの冷却水循環経路や冷却装置の故障などに対して、他の冷却水循環経路や冷却装置を作動することができ、安全性を向上することができる。
　本発明の非常用炉心冷却装置によれば、冷却水循環経路として、原子炉格納容器内に設けられる燃料取替用水ピット内の冷却水を原子炉格納容器内に散布する散布経路と、燃料取替用水ピット内の冷却水を原子炉内に供給する供給経路と、原子炉格納容器内に散布された冷却水及び原子炉内に供給された冷却水を燃料取替用水ピットに回収する回収経路とを設けるので、原子炉の事故状況により冷却水を原子炉格納容器内に散布するか、原子炉内に供給するか、または、両方行うかを選択することができ、安全性を向上することができる。
　本発明の非常用炉心冷却装置によれば、建屋の内部に上下方向に沿って延設すると共に建屋下方吸入口と建屋上方排出口を有するダクトを設け、冷却装置をダクト内に設けるので、建屋下方吸入口からダクト内を流れる空気を冷却装置に向けて送り、ここで、冷却水との熱交換を行い、高温となった空気を建屋上方排出口から外部に排出することとなり、空気により冷却水を効率的に冷却することができる。
　本発明の非常用炉心冷却装置によれば、冷却装置として、冷却水循環経路から分岐されてダクト内を横切るように配置される複数の細管を設けるので、ダクト内を流れる空気と各細管を流れる冷却水との熱交換を行うこととなり、空気により冷却水を効率的に冷却することができる。
　本発明の非常用炉心冷却装置によれば、冷却装置として、冷却水循環経路から冷却水が入る入口ヘッダと、冷却水循環経路に冷却水を出す出口ヘッダと、入口ヘッダと出口ヘッダをリング形状をなすように連結する複数の細管とを設け、細管に対してダクトの建屋下方に設けられた吸入口が連通し、入口ヘッダと前記出口ヘッダと細管とにより囲繞された空間部にダクトの上方排出口が連通するので、空気がリング形状をなす複数の細管に対してその外側から送られ、熱交換した内部空間の空気が上方へ排出されることとなり、複数の細管を効率的に配置して熱交換効率を向上させることで、冷却装置の小型化を可能とすることができる。
　本発明の非常用炉心冷却装置によれば、建屋下方吸入口から吸入されてダクトを上昇して細管を流れる冷却水を冷却した空気を建屋上方排出口側に送り出すファンを設けるので、ファンを駆動することで発生する空気流により、複数の細管を流れる冷却水との間で熱交換した空気が、内部空間から上方または下方へ排出されることとなり、熱交換効率を向上させることができる。
　本発明の非常用炉心冷却装置によれば、地盤上に下部基礎版を設置し、下部基礎版上に免震装置を介して上部基礎版を配置し、上部基礎版上に原子炉格納容器及び建屋を設置し、地表部分近傍に設けられる建屋下方吸入口とダクトを免震装置が配置される空間部を介して連通するので、地表近傍の空気を建屋下方吸入口から免震装置の空間部に取り込み、ここからダクトを通して冷却装置に送ることで、より低温の空気を免震装置の空間部を介して冷却装置に送ることができ、冷却効率を向上することができると共に、冷却装置が外部に直接的に露出することはなく、遮蔽性を向上することができる。
　本発明の非常用炉心冷却装置によれば、建屋下方吸入口を上部基礎版または建屋と下部基礎版との間に設けるので、建屋などに別途建屋下方吸入口を設ける必要はなく、構造の簡素化を可能とすることができる。
　本発明の非常用炉心冷却装置によれば、建屋が原子炉格納容器の周囲を取り囲むように設置し、ダクトを建屋の外周部に周方向等間隔に分散して複数設けるので、冷却装置及びダクトを周方向に物理的に分離して複数設けることで、損傷や故障などに対して十分な安全性を確保することができる。
　また、本発明の原子炉設備によれば、通常時に原子炉補機に冷却水を循環して冷却する補機冷却経路と、原子炉格納容器の外部にて補機冷却経路を流れる冷却水を水冷却する通常時用冷却装置と、非常時に原子炉格納容器または原子炉に一次冷却水を循環して冷却する原子炉冷却経路と、原子炉格納容器の外部にて原子炉冷却経路を流れる一次冷却水を空気冷却する非常時用冷却装置とを設けている。従って、原子炉設備における通常時の冷却系統と非常時の冷却系統とを別に設けることで、安全性及び信頼性を向上させることができる。また、非常時の冷却系統を空気冷却式とすることで、装置の小型化並びに低コスト化を可能とすることができる。
図１は、本発明の実施例１に係る非常用炉心冷却装置を含めた原子炉冷却系を表す全体構成図である。 図２は、実施例１の非常用炉心冷却装置が搭載された原子炉設備を表す概略構成図である。 図３は、一次冷却水の冷却装置におけるエアダクトを表す概略図である。 図４は、一次冷却水の冷却装置を表す概略図である。 図５は、一次冷却水の冷却装置の平面図である。 図６は、一次冷却水の冷却装置の縦断面を表す図５のVI－VI断面図である。 図７は、実施例１の非常用炉心冷却装置を有する原子力発電プラントの概略構成図である。 図８は、本発明の実施例２に係る非常用炉心冷却装置を有する原子炉設備を表す概略構成図である。 図９は、実施例２の原子炉設備を表す一部を切欠いた概略平面図である。 図１０は、冷却装置が配置されたダクトを表す図９のＸ－Ｘ断面図である。 図１１は、従来の非常用炉心冷却装置を含めた原子炉冷却系を表す全体構成図である。
　以下に添付図面を参照して、本発明に係る非常用炉心冷却装置及び原子炉設備の好適な実施例を詳細に説明する。なお、この実施例により本発明が限定されるものではない。
　図１は、本発明の実施例１に係る非常用炉心冷却装置を含めた原子炉冷却系を表す全体構成図、図２は、実施例１の非常用炉心冷却装置が搭載された原子炉設備を表す概略構成図、図３は、一次冷却水の冷却装置におけるエアダクトを表す概略図、図４は、一次冷却水の冷却装置を表す概略図、図５は、一次冷却水の冷却装置の平面図、図６は、一次冷却水の冷却装置の縦断面を表す図５のVI－VI断面図、図７は、実施例１の非常用炉心冷却装置を有する原子力発電プラントの概略構成図である。
　実施例１の原子炉は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、炉心全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電する加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized　Water　Reactor）である。
　実施例１の加圧水型原子炉を有する原子力発電プラントにおいて、図７に示すように、原子炉格納容器１１内には、加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３が格納されており、この加圧水型原子炉１２と蒸気発生器１３とは冷却水配管１４，１５を介して連結されており、冷却水配管１４に加圧器１６が設けられ、冷却水配管１５に冷却水ポンプ１５ａが設けられている。この場合、減速材及び一次冷却水（冷却材）として軽水を用い、炉心部における一次冷却水の沸騰を抑制するために、一次冷却系統は加圧器１６により１５０～１６０気圧程度の高圧状態を維持するように制御している。従って、加圧水型原子炉１２にて、燃料（原子燃料）として低濃縮ウランまたはＭＯＸにより一次冷却水として軽水が加熱され、高温の一次冷却水が加圧器１６により所定の高圧に維持した状態で冷却水配管１４を通して蒸気発生器１３に送られる。この蒸気発生器１３では、高圧高温の一次冷却水と二次冷却水との間で熱交換が行われ、冷やされた一次冷却水は冷却水配管１５を通して加圧水型原子炉１２に戻される。
　蒸気発生器１３は、蒸気タービン１７と冷却水配管１８を介して連結されており、この蒸気タービン１７は高圧タービン１９及び低圧タービン２０を有すると共に、発電機２１が接続されている。また、高圧タービン１９と低圧タービン２０との間には、湿分分離加熱器２２が設けられており、冷却水配管１８から分岐した冷却水分岐配管２３が湿分分離加熱器２２に連結される一方、高圧タービン１９と湿分分離加熱器２２は低温再熱管２４により連結され、湿分分離加熱器２２と低圧タービン２０は高温再熱管２５により連結されている。更に、蒸気タービン１７の低圧タービン２０は、復水器２６を有しており、この復水器２６には冷却水（例えば、海水）を給排する取水管２７及び排水管２８が連結されている。そして、この復水器２６は、冷却水配管２９を介して脱気器３０に連結されており、この冷却水配管２９に復水ポンプ３１及び低圧給水加熱器３２が設けられている。また、脱気器３０は、冷却水配管３３を介して蒸気発生器１３に連結されており、この冷却水配管３３には給水ポンプ３４及び高圧給水加熱器３５が設けられている。
　従って、蒸気発生器１３にて、高圧高温の一次冷却水と熱交換を行って生成された蒸気は、冷却水配管１８を通して蒸気タービン１７（高圧タービン１９から低圧タービン２０）に送られ、この蒸気により蒸気タービン１７を駆動して発電機２１により発電を行う。このとき、蒸気発生器１３からの蒸気は、高圧タービン１９を駆動した後、湿分分離加熱器２２で蒸気に含まれる湿分が除去されると共に加熱されてから低圧タービン２０を駆動する。そして、蒸気タービン１７を駆動した蒸気は、復水器２６で冷却されて復水となり、低圧給水加熱器３２で、例えば、低圧タービン２０から抽気した低圧蒸気により加熱され、脱気器３０で溶存酸素や不凝結ガス（アンモニアガス）などの不純物が除去された後、高圧給水加熱器３５で、例えば、高圧タービン１９から抽気した高圧蒸気により加熱された後、蒸気発生器１３に戻される。
　このように構成された原子力発電プラントに適用される原子炉冷却系では、図１に示すように、通常時に原子炉補機に一次冷却水を循環して冷却する補機冷却系Ａと、非常時に原子炉格納容器１１や加圧水型原子炉１２に一次冷却水を循環して冷却する非常用原子炉冷却系Ｂとが独立して設けられている。この場合、原子炉格納容器１１の外周側を取り囲むように第１建屋５０が設置され、この第１建屋５０に隣接して第２建屋４０が設置されている。なお、ここで、原子炉補機とは、上述した冷却水ポンプ１５ａだけでなく、図示しないポンプ、熱交換器などがある。
　即ち、第１建屋５０には、冷却水配管１４，１５（図７参照）を流れる一次冷却水を、ポンプ４１を用いて循環する余熱除去冷却経路４２が設けられている。この余熱除去冷却経路４２には、余熱除去用熱交換器（通常時用冷却装置）４３が設けられ、第２建屋４０には、この余熱除去用熱交換器４３に対して二次冷却水を循環して一次冷却水を冷却する二次冷却水循環経路４４及びポンプ４５が設けられている。更に、二次冷却水循環経路４４には、原子炉補機冷却水用熱交換器（通常停止時用冷却装置）４６が設けられ、この原子炉補機冷却水用熱交換器４６に対して海水を貫流して二次冷却水を冷却する海水貫流経路４７及びポンプ４８が設けられている。
　一方、原子炉冷却系Ｂは、第１建屋５０内に複数組（実施例では、４組）配置されている。この原子炉冷却系Ｂは、非常時に原子炉格納容器１１と加圧水型原子炉１２に一次冷却水を供給すると共にこの一次冷却水を回収して循環する冷却水循環経路（原子炉冷却経路）５１と、原子炉格納容器１１の外部にて冷却水循環経路５１を流れる一次冷却水を空気冷却する冷却装置（非常時用冷却装置）５２とを有している。
　実施例１では、原子炉冷却系Ｂ（冷却水循環経路５１及び冷却装置５２）により、本発明の非常用炉心冷却装置（ＥＣＣＳ：Emergency　Core　Cooling　System）と原子炉格納容器スプレイ装置が構成される。
　原子炉冷却系Ｂを具体的に説明すると、図２に示すように、原子炉格納容器１１内には、加圧水型原子炉１２の下方に位置して燃料取替用水ピット６１が設けられており、この燃料取替用水ピット６１から外部の第１建屋５０内を通って再び原子炉格納容器１１内に戻り、加圧水型原子炉１２の上方まで延出される散布経路６２が設けられている。そして、この散布経路６２は、中間部に供給ポンプ６３及び電動弁６４が装着され、先端部には、多数の噴射ノズル６５ａを有する散布管６５が連結されている。
　従って、供給ポンプ６３を駆動すると、燃料取替用水ピット６１内の一次冷却水を散布経路６２を通して散布管６５に送り、多数の噴射ノズル６５ａにより原子炉格納容器１１内に一次冷却水を散布し、原子炉格納容器１１内を冷却することができる。
　また、燃料取替用水ピット６１から外部の第１建屋５０内を通って再び原子炉格納容器１１内に戻り、加圧水型原子炉１２まで延出される供給経路６６が設けられている。そして、この供給経路６６は、中間部に供給ポンプ６７及び電動弁６８、逆止弁６９，７０が設けられ、先端部が加圧水型原子炉１２の炉心槽に連結されている。
　従って、供給ポンプ６７を駆動すると、燃料取替用水ピット６１内の一次冷却水を供給経路６６を通して加圧水型原子炉１２の炉心槽に送り、加圧水型原子炉１２の炉心を冷却することができる。
　更に、燃料取替用水ピット６１から外部の第１建屋５０内を通って再び原子炉格納容器１１内に戻り、燃料取替用水ピット６１まで延出される循環経路７１が設けられている。そして、この循環経路７１は、中間部に供給ポンプ７２及び電動弁７３が装着されている。また、加圧水型原子炉１２の冷却水配管１４，１５には、一次冷却水を燃料取替用水ピット６１に抽出する非常用抽出経路７４が設けられている。そして、この非常用抽出経路７４は、中間部に電動弁７５が装着されている。
　従って、電動弁７５を開放すると、冷却水配管１４，１５を流れる一次冷却水を非常用抽出経路７４を通して燃料取替用水ピット６１に抽出することができる。このとき、供給ポンプ７２を駆動すると、燃料取替用水ピット６１内の一次冷却水を循環経路７１を通して再び燃料取替用水ピット６１に戻すことができる。
　更に、散布経路６２を通して散布管６５に送られて多数の噴射ノズル６５ａから原子炉格納容器１１内に散布された一次冷却水、供給経路６６を通して加圧水型原子炉１２の炉心槽に送られて原子炉格納容器１１に漏出した一次冷却水を燃料取替用水ピット６１に回収する回収経路が設けられている。この回収経路は、図示しないが、原子炉格納容器１１内に溜まった一次冷却水が燃料取替用水ピット６１に流れ込む床面である。
　実施例１にて、冷却水循環経路５１は、散布経路６２、供給経路６６、循環経路７１、回収経路により構成されている。
　そして、この冷却水循環経路５１（散布経路６２、供給経路６６、循環経路７１）は、原子炉格納容器１１内から第１建屋５０内に侵入して原子炉格納容器１１に戻る外部経路５３が設定され、この外部経路５３に対して冷却装置５２が設けられている。
　即ち、第１建屋５０にて、図３に示すように、水平方向に沿って第１ダクト８１が形成され、長手方向における一端部に下方吸入口（建屋下方吸入口）８２が形成されている。また、第１建屋５０にて、鉛直方向に沿って第２ダクト８３が形成され、長手方向における一端部（上端部）に上方排出口（建屋上方排出口）８４が形成されている。そして、第１ダクト８１における他端部と第２ダクト８３における他端部（下端部）とがほぼ直交するように連通し、この連通部に冷却装置５２が配置されている。また、第１建屋５０にて、第１ダクト８１と第２ダクト８３の連通部から下方に延びてから上方に屈曲し、冷却装置５２より上方側の第２ダクト８３に連通する第３ダクト８５が形成されている。
　実施例１では、第１ダクト８１と第２ダクト８３と第３ダクト８５により、本発明のダクトが構成される。
　また、冷却装置５２において、図４乃至図６に示すように、入口ヘッダ９１ａ，９１ｂ，９１ｃ，９１ｄと出口ヘッダ９２ａ，９２ｂ，９２ｃ，９２ｄが所定間隔で配設され、これらが４組四角形をなすように配置され、対向する入口ヘッダ９１ａ，９１ｂ，９１ｃ，９１ｄと出口ヘッダ９２ａ，９２ｂ，９２ｃ，９２ｄが複数の細管９３ａ，９３ｂ，９３ｃ，９３ｄにより連結されている。
　この場合、入口ヘッダ９１ａ，９１ｂ，９１ｃ，９１ｄ及び出口ヘッダ９２ａ，９２ｂ，９２ｃ，９２ｄは、中空形状をなし、複数の細管９３ａ，９３ｂ，９３ｃ，９３ｄにより連通している。この細管９３ａ，９３ｂ，９３ｃ，９３ｄは、水平方向に沿って並設されると共に、鉛直方向には千鳥状に並設されている。また、入口ヘッダ９１ａ，９１ｂ，９１ｃ，９１ｄ及び出口ヘッダ９２ａ，９２ｂ，９２ｃ，９２ｄには、冷却水循環経路５１（散布経路６２、供給経路６６、循環経路７１）に連結される入口部９４ａ，９４ｂ，９４ｃ，９４ｄと、出口部９５ａ，９５ｂ，９５ｃ，９５ｄが設けられている。
　また、入口ヘッダ９１ａ，９１ｂ，９１ｃ，９１ｄと出口ヘッダ９２ａ，９２ｂ，９２ｃ，９２ｄと複数の細管９３ａ，９３ｂ，９３ｃ，９３ｄにより囲繞された空間部９６には、入口ヘッダ９１ａ，９１ｂ，９１ｃ，９１ｄ及び出口ヘッダ９２ａ，９２ｂ，９２ｃ，９２ｄから延びた４本のステイ９７により電動モータ９８が支持され、この電動モータ９８から上方及び下方に延びる駆動軸には、空間部９６の空気を上方と下方に送り出すファン９９，１００が固結されている。そして、入口ヘッダ９１ａ，９１ｂ，９１ｃ，９１ｄと出口ヘッダ９２ａ，９２ｂ，９２ｃ，９２ｄの上端部と下端部には、四角形状をなすガイド１０２，１０３が固定されている。
　このように構成された冷却装置５２は、図３に示すように、第１ダクト８１と第２ダクト８３と第３ダクト８５の連通部に配置されることで、各細管９３（９３ａ，９３ｂ，９３ｃ，９３ｄ）の外側に対して第１ダクト８１（下方吸入口８２）が連通する。また、入口ヘッダ９１（９１ａ，９１ｂ，９１ｃ，９１ｄ）と出口ヘッダ９２（９２ａ，９２ｂ，９２ｃ，９２ｄ）と複数の細管９３により囲繞された空間部９６の上方に対して第２ダクト８３（上方排出口８４）が連通し、この空間部９６の下方に対して第３ダクト８５が連通する。そして、冷却水循環経路５１の細管９３が第１ダクト８１を横切るように配置される。
　従って、電動モータ９８により２つのファン９９，１００をそれぞれ逆方向に回転すると、空間部９６から上向き、つまり、第２ダクト８３側の流れと、空間部９６から下向き、つまり、第３ダクト８５側の流れが発生する。すると、空間部９６から第１ダクト８１側に対する吸引力が作用し、第１建屋５０の外の空気が下方吸入口８２から第１ダクト８１内に吸引され、各細管９３の隙間を通って空間部９６に流れる。このとき、空気と各細管９３内を流れる一次冷却水との間で熱交換が行われ、一次冷却水を冷却することができる。そして、一次冷却水から熱を奪って高温となった空気は、上方及び下方に流れ、第２ダクト８３及び第３ダクト８５を通り、上方排出口８４から外部に排出される。
　ここで、上述した実施例１の原子炉設備における補機冷却系Ａと原子炉冷却系Ｂの作動について、詳細に説明する。
　原子炉設備の通常運転時には、図１に示すように、補機冷却系Ａを使用する。即ち、通常の原子炉停止時には、ポンプ４１を駆動し、冷却水配管１４，１５の一次冷却水を余熱除去冷却経路４２により余熱除去用熱交換器４３に供給して冷却する。このとき、ポンプ４５を駆動し、二次冷却水を二次冷却水循環経路４４により余熱除去用熱交換器４３に供給することで、余熱除去冷却経路４２を循環する一次冷却水を冷却する。また、ポンプ４８を駆動し、海水を海水貫流経路４７により原子炉補機冷却水用熱交換器４６に供給することで、二次冷却水循環経路４４を循環する二次冷却水を冷却する。
　一方、原子炉設備の非常運転時には、図２に示すように、原子炉冷却系Ｂを使用する。即ち、大破断ＬＯＣＡ（原子炉冷却水喪失事故：Loss　of　Coolant　Accident）時には、供給ポンプ６３を駆動し、燃料取替用水ピット６１に貯留されている一次冷却水を散布経路６２を通して散布管６５に送り、この散布管６５に装着された多数の噴射ノズル６５ａから原子炉格納容器１１内に向けて一次冷却水を散布する。すると、この一次冷却水は、原子炉格納容器１１内で発生した大量の蒸気に対して散布されることとなり、ここで、大量のエネルギを奪い取り、原子炉格納容器１１の内部を冷却してから高温となって落下し、回収経路を通って燃料取替用水ピット６１に戻される。そのため、原子炉格納容器１１内に放出されたエネルギを散布された一次冷却水により奪い取り、原子炉格納容器１１の健全性を維持することができる。
　一方、ＬＯＣＡ時には、供給ポンプ６７を駆動し、燃料取替用水ピット６１に貯留されている一次冷却水を供給経路６６を通して加圧水型原子炉１２の炉心槽に送る。すると、この一次冷却水は、加圧水型原子炉１２内で発生した炉心の崩壊熱を奪い取り、加圧水型原子炉１２の内部を冷却してから高温となって外部に流出し、回収経路を通って燃料取替用水ピット６１に戻される。そのため、加圧水型原子炉１２の崩壊熱を供給された一次冷却水により奪い取り、加圧水型原子炉１２内の燃料の冷却を維持することができる。
　また、原子炉設備の非常運転時、つまり、大破断ＬＯＣＡ時または小破断ＬＯＣＡ時には、原子炉格納容器１１や加圧水型原子炉１２を冷却して高温となった一次冷却水を冷却装置５２により冷却している。即ち、原子炉格納容器１１や加圧水型原子炉１２を冷却して高温となった一次冷却水は、散布経路６２や供給経路６６を流れるとき、冷却装置５２により継続的に空冷される。
　図３及び図４に示すように、燃料取替用水ピット６１から取水された一次冷却水は、散布経路６２や供給経路６６を流れるとき、原子炉格納容器１１から出て建屋５０内に入り、冷却装置５２に至る。この冷却装置５２では、一次冷却水は、入口ヘッダ９１（９１ａ，９１ｂ，９１ｃ，９１ｄ）に入り、多数の細管９３（９３ａ，９３ｂ，９３ｃ，９３ｄ）を通って出口ヘッダ９２（９２ａ，９２ｂ，９２ｃ，９２ｄ）に流れる。このとき、各ファン９９，１００が回転しているため、建屋５０の外の空気が下方吸入口８２から第１ダクト８１内に吸引され、各細管９３の隙間を通って空間部９６に流れる。ここで、空気と各細管９３内を流れる一次冷却水との間で熱交換が行われ、一次冷却水が冷却される。その後、一次冷却水から熱を奪って高温となった空気は、空間部９６から上方及び下方に流れ、第２ダクト８３及び第３ダクト８５を通り、上方排出口８４から外部に排出される。そのため、原子炉格納容器１１や加圧水型原子炉１２を冷却して高温となった一次冷却水は、継続的に冷却装置５２により空冷されることとなり、原子炉格納容器１１や加圧水型原子炉１２を適正に冷却することができる。
　なお、加圧水型原子炉１２を停止するときには、図２に示すように、電動弁７５を開放し、冷却水配管１４，１５を流れる一次冷却水を非常用抽出経路７４を通して燃料取替用水ピット６１に抽出する。このとき、供給ポンプ７２を駆動し、燃料取替用水ピット６１に貯留されている一次冷却水を循環経路７１を通して燃料取替用水ピット６１に戻す。このとき、前述と同様に、循環経路７１に冷却装置５２が設けられていることから、加圧水型原子炉１２を冷却して高温となった一次冷却水は、燃料取替用水ピット６１から循環経路７１を流れるとき、冷却装置５２により継続的に空冷される。
　このように実施例１の非常用炉心冷却装置にあっては、原子炉格納容器１１内に加圧水型原子炉１２を配置して構成し、非常時に原子炉格納容器１１または加圧水型原子炉１２に一次冷却水を供給すると共に一次冷却水を回収して循環する冷却水循環経路５１と、原子炉格納容器１１の外部にて冷却水循環経路５１を流れる一次冷却水を空気冷却する冷却装置５２とを設けている。
　従って、原子炉格納容器１１または加圧水型原子炉１２に供給する一次冷却水を冷却する冷却装置５２を、原子炉格納容器１１の外部に設けて空気冷却式とすることで、装置の小型化並びに低コスト化を可能とすることができると共に、安全性並びに信頼性を向上させることができる。
　また、実施例１の非常用炉心冷却装置では、原子炉格納容器１１の外側に第１建屋５０を設置し、冷却水循環経路５１として、原子炉格納容器１１内から第１建屋５０内に侵入して再び原子炉格納容器１１に戻る外部経路５３を設け、冷却装置５２によりこの外部経路５３を流れる一次冷却水を空気冷却している。従って、冷却水循環経路５１を流れる一次冷却水を、原子炉格納容器１１の外部で冷却装置５２により空気冷却することとなり、一次冷却水を効率良く冷却することができる。
　また、実施例１の非常用炉心冷却装置では、冷却水循環経路５１及び冷却装置５２を第１建屋５０内に複数組配置している。従って、一つの冷却水循環経路５１や冷却装置５２の故障やメンテナンス作業時などに対して、他の冷却水循環経路５１や冷却装置５２を作動することができ、安全性を向上することができる。
　また、実施例１の非常用炉心冷却装置では、冷却水循環経路５１として、原子炉格納容器１１内に設けられる燃料取替用水ピット６１内の一次冷却水を原子炉格納容器１１内に散布する散布経路６２と、燃料取替用水ピット内６１の一次冷却水を加圧水型原子炉１２内に供給する供給経路６６と、原子炉格納容器１１内に散布された一次冷却水や加圧水型原子炉１２内に供給された一次冷却水を燃料取替用水ピット６１に回収する回収経路とを設けている。従って、原子炉設備の事故状況により一次冷却水を原子炉格納容器１１内に散布するか、加圧水型原子炉１２内に供給するか、または、両方行うかを選択することができ、安全性を向上することができる。
　また、実施例１の非常用炉心冷却装置では、第１建屋５０の内部に上下方向に沿って延設すると共に下方吸入口８２及び上方排出口８４を有する各ダクト８１，８３，８５を設け、冷却装置５２をこの各ダクト８１，８３，８５の連結部内に設けている。従って、下方吸入口８２から第１ダクト８１を流れる空気を冷却装置５２に向けて送り、ここで、冷却水との熱交換を行い、高温となった空気を上方排出口８４から外部に排出することとなり、空気により一次冷却水を効率的に冷却することができる。
　また、実施例１の非常用炉心冷却装置では、冷却装置５２として、冷却水循環経路５１から分岐されてダクト８１，８３，８５内を横切るように配置される複数の細管９３を設けている。従って、下方吸入口８２から各ダクト８１，８３，８５に吸入した空気を複数の細管９３に向けて送り、ここで、空気と各細管９３を流れる一次冷却水との熱交換を行い、高温となった空気を上方排出口８４から外部に排出することとなり、空気により一次冷却水を効率的に冷却することができる。
　また、実施例１の非常用炉心冷却装置では、冷却装置５２として、冷却水循環経路５１から一次冷却水が入る入口ヘッダ９１と、冷却水循環経路５１に一次冷却水を出す出口ヘッダ９２と、入口ヘッダ９１と出口ヘッダ９２をリング形状をなすように連結する複数の細管９３とを設け、細管９３に対して各ダクト８１，８３，８５の下方吸入口８２が連通し、入口ヘッダ９１と出口ヘッダ９２と細管９３とにより囲繞された空間部９６に各ダクト８１，８３，８５の上方排出口８４が連通している。従って、空気がリング形状をなす複数の細管９３に対してその外側から送られ、熱交換した内部の空間部９６の空気が上方へ排出されることとなり、複数の細管９３を効率的に配置して熱交換効率を向上させることで、冷却装置５２の小型化を可能とすることができる。
　また、実施例１の非常用炉心冷却装置では、入口ヘッダ９１と出口ヘッダ９２と細管９３とにより囲繞された空間部９６の空気を上方または下方に送り出すファン９９，１００を設けている。従って、ファン９９，１００を駆動することで発生する空気流により、複数の細管９３を流れる一次冷却水との間で熱交換した空気は、内部空間から上方または下方へ排出されることとなり、熱交換効率を向上させることができる。
　また、実施例１の原子炉設備にあっては、原子炉格納容器１１と、原子炉格納容器１１内に配置される加圧水型原子炉１２と、原子炉補機（冷却水ポンプ１５ａ）と、通常時に一次冷却水を循環冷却する余熱除去冷却経路４２と、通常時に原子炉補機に二次冷却水を循環して冷却する補機冷却系Ａと、原子炉格納容器１１の外部にて補機冷却系Ａを流れる二次冷却水を冷却する通常時用冷却装置（原子炉補機冷却水用熱交換器４６）と、非常時に原子炉格納容器１１または加圧水型原子炉１２に一次冷却水を循環して冷却する原子炉冷却系Ｂ（冷却水循環経路５１）と、原子炉格納容器１１の外部にて原子炉冷却系Ｂを流れる一次冷却水を空気冷却する非常時用冷却装置（冷却装置５２）とを設けている。
　従って、原子炉設備における通常時の冷却系統（補機冷却系Ａ）と非常時の冷却系統（原子炉冷却系Ｂ）とを別に設けることで、安全性及び信頼性を向上させることができる。また、非常時の冷却系統を空気冷却式とすることで、装置の小型化並びに低コスト化を可能とすることができる。
　また、実施例１の原子炉設備にあっては、原子炉設備における通常時の冷却系統（補機冷却系Ａ）に加えて、冷却水配管１４，１５の一次冷却水を燃料取替用水ピット６１に抽出する非常用抽出経路７４と、燃料取替用水ピット６１の一次冷却水を冷却装置５２を介して循環する循環経路７１を設けている。従って、原子炉を停止する時に使用できる冷却系を２通り設けることで、経済性を損なうことなく冷却系を多様化することができ、高い信頼性を確保することができる。
　図８は、本発明の実施例２に係る非常用炉心冷却装置を有する原子炉設備を表す概略構成図、図９は、実施例２の原子炉設備を表す一部を切欠いた概略平面図、図１０は、冷却装置が配置されたダクトを表す図９のＸ－Ｘ断面図である。なお、前述した実施例で説明したものと同様の機能を有する部材には同一の符号を付して重複する説明は省略する。
　実施例２の原子炉は、実施例１と同様に、加圧水型原子炉であることから、原子炉格納容器及びその内部構造については説明を省略する。そして、また、この原子炉冷却系も、実施例１と同様に、通常時に原子炉補機に一次冷却水を循環して冷却する補機冷却系と、非常時に原子炉格納容器や原子炉に一次冷却水を循環して冷却する非常用原子炉冷却系とが独立して設けられていることから、この点についても説明を省略する。
　実施例２では、図８及び図９に示すように、中空円筒形状をなす原子炉格納容器１１の外周側を取り囲むように第１建屋１１１が設置されており、この第１建屋１１１は、平面視が矩形形状をなしている。そして、地盤１１２上には、下部基礎版１１３が設置され、この下部基礎版１１３上には免震装置１１４を介して上部基礎版１１５が配置されており、この上部基礎版１１５上に原子炉格納容器１１及び第１建屋１１１が設置されている。
　下部基礎版１１３は、原子炉格納容器１１の下方に対応した中央基礎部１１３ａと、この中央基礎部１１３ａの外周側であって、第１建屋１１１の下方に対応した外周基礎部１１３ｂを有している。そして、中央基礎部１１３ａは、ほぼ円形をなし、外周基礎部１１３ｂは、矩形をなし、中央基礎部１１３ａに対して外周基礎部１１３ｂが屈曲部１１３ｃを介して下方に位置している。
　上部基礎版１１５は、下部基礎版１１３と同様に、原子炉格納容器１１の下部が設置される中央基礎部１１５ａと、この中央基礎部１１５ａの外周側であって、第１建屋１１１の下部が設置される外周基礎部１１５ｂを有している。そして、中央基礎部１１５ａは、ほぼ円形をなし、外周基礎部１１５ｂは、矩形をなし、中央基礎部１１５ａに対して外周基礎部１１５ｂが屈曲部１１５ｃを介して下方に位置している。
　下部基礎版１１３と上部基礎版１１５は、水平をなし、且つ、両者が平行をなして配置されている。そして、この下部基礎版１１３と上部基礎版１１５との間に空間部１１６が設けられ、この空間部１１６に免震装置１１４が介装されている。この免震装置１１４は、例えば、鉛入り積層ゴム１１４ａがほほ均等間隔で配置されて構成されている。なお、下部基礎版１１３、免震装置１１４、上部基礎版１１５の構成は、この構成に限定されるものではなく、単なる水平な部材により構成してもよい。
　また、下部基礎版１１３は、外周部に第１建屋１１１及び上部基礎版１１５を取り囲むように所定隙間をもって縦壁部１１３ｄが立設されている。この場合、縦壁部１１３ｄの高さは、地盤１１２の地表面とほぼ同じ高さ位置となっている。なお、本実施例では、地盤１１２の地表面の高さが左右で相違するため、この縦壁部１１３ｄの高さも左右で相違している。一方、第１建屋１１１または上部基礎版１１５は、外周面に下部基礎版１１３の縦壁部１１３ｄの上端部及び内周面に近接するフランジ部１１５ｄが設けられている。このフランジ部１１５ｄは、下部基礎版１１３の縦壁部１１３ｄと第１建屋１１１または上部基礎版１１５との間の隙間の上方に位置し、この隙間への雨水の浸入を防止する役割をなしている。
　また、第１建屋１１１にて、その外周部に周方向等間隔で複数のダクト１２１が設けられている。本実施例では、第１建屋１１１が平面視で矩形形状をなすことから、その四隅にダクト１２１が設けられている。即ち、第１建屋１１１にて、上下方向に沿ってダクト１２１が形成され、下端部が、下部基礎版１１３と上部基礎版１１５との間であって、免震装置１１４が収容される空間部１１６に連通している。この空間部１１６は、下部基礎版１１３の縦壁部１１３ｄと第１建屋１１１及び上部基礎版１１５との間の隙間を介して外部に連通可能となっている。即ち、下部基礎版１１３における縦壁部１１３ｄの先端と、上部基礎版１１５のフランジ部１１５ｄとの間が下方吸入口（建屋下方吸入口）１２２となる。この下方吸入口１２２は、第１建屋１１１の外周における全周に設けられることとなる。
　また、ダクト１２１は、特に図１０に示すように、上端部が第１建屋１１１における屋根部１１１ａに設けられた複数の上方排出口（建屋上方排出口）１２３に連通している。この上方排出口１２３は、屋根部１１１ａの側方に４箇所形成されている。そして、ダクト１２１は、上部、つまり、屋根部１１１ａに接近した位置に拡幅部１１１ｂが形成され、この拡幅部１１１ｂに冷却装置１２４が配置されている。この冷却装置１２４は、実施例１の冷却装置５２（図４乃至図６参照）と同様に、入口ヘッダ、出口ヘッダ、両者を連結する複数の細管により構成されている。この場合、入口ヘッダ及び出口ヘッダには、冷却水循環経路５１（図２参照）が連結されている。そして、この冷却装置１２４の上方であって、屋根部１１１ａの下方に位置して複数（本実施例では、４個）のファン１２５が設けられている。
　このように構成された第１建屋１１１のダクト１２１にて、第１ダクト１２１ａは、下端部が空間部１１６を介して下方吸入口１２２に連通し、上端部が冷却装置１２４の内側、つまり、入口ヘッダと出口ヘッダと複数の細管により囲繞された空間部に連通する。また、第２ダクト１２１ｂは、下端部が冷却装置１２４の外側、つまり、入口ヘッダと出口ヘッダと複数の細管の外側の空間部に連通し、上端部がファン１２５を介して上方排出口１２３に連通している。この場合、冷却装置１２４にて、入口ヘッダと出口ヘッダと複数の細管により囲繞された空間部は、下方が開口するものの、上方は閉塞されている。
　従って、図示しない電動モータにより各ファン１２５を回転すると、第２ダクト１２１ｂに上向きの流れが発生し、冷却装置１２４では、内側の空間部から複数の細管を通して外側に流れる吸引力が作用する。そして、この吸引力が第１ダクト１２１ａ、空間部１１６、第１建屋１１１と縦壁部１１３ｄとの隙間を通して下方吸入口１２２に作用する。すると、第１建屋１１１の外の空気が下方吸入口１２２から空間部１１６に吸引され、第１ダクト１２１ａを通して冷却装置１２４の内側に導かれる。この冷却装置１２４では、外気が各細管の隙間を通るとき、空気と各細管内を流れる一次冷却水との間で熱交換が行われ、一次冷却水が冷却される。そして、一次冷却水から熱を奪って高温となった空気は、冷却装置１２４の外側から第２通路１２１ｂに流れ、上方排出口１２３から外部に排出される。
　このような作動は、原子炉設備の非常運転時に実行される。即ち、原子炉設備の大破断ＬＯＣＡ時または小破断ＬＯＣＡ時に、原子炉格納容器１１や加圧水型原子炉１２を冷却して高温となった一次冷却水を冷却装置１２４により冷却する。つまり、原子炉格納容器１１や加圧水型原子炉１２を冷却して高温となった一次冷却水が、冷却水循環経路５１を流れるとき、冷却装置１２４により継続的に空冷される。
　このように実施例２の非常用炉心冷却装置にあっては、第１建屋１１１の内部に上下方向に沿って延設すると共に下方吸入口１２２と上方排出口１２３を有するダクト１２１を設け、冷却装置１２４をダクト１２１内に設けている。従って、下方吸入口１２２からダクト１２１内を流れる空気を冷却装置１２４に向けて送り、ここで、冷却水との熱交換を行い、高温となった空気を第１建屋１１１の上方排出口１２３から外部に排出することとなり、煙突効果を効率的に適用し、空気による一次冷却水の冷却効率を向上することができる。
　また、実施例２の非常用炉心冷却装置では、下方吸入口１２２から吸入されてダクト１２１を上昇して冷却装置１２４の細管を流れる冷却水を冷却した空気を上方排出口１２３側に送り出すファン１２５を設けている。従って、ファン１２５を駆動することで発生する空気流により、一次冷却水との間で熱交換した空気が上方へ排出されることとなり、熱交換効率を向上させることができる。
　また、実施例２の非常用炉心冷却装置では、地盤１１２上に下部基礎版１１３を設置し、下部基礎版１１３上に免震装置１１４を介して上部基礎版１１５を配置し、上部基礎版１１５上に原子炉格納容器１１及び第１建屋１１１を設置し、地表部分近傍に設けられる下方吸入口１２２とダクト１２１を免震装置１２４が配置される空間部１１６を介して連通している。従って、地表近傍の空気を下方吸入口１２２から空間部１１６に取り込み、ここからダクト１２１を通して冷却装置１２４に送ることで、より低温の空気を空間部１１６を介して冷却装置１２４に送ることができ、冷却効率を向上することができる。即ち、下方吸入口１２２と上方排出口１２３とを所定距離をもって遠ざけて配置することで、上方排出口１２３から排出された高温の空気が下方吸入口１２２から吸入されることを防止することができる。
　この場合、外部の空気が、下方吸入口１２２からダクト１２１までの屈曲した通路（縦壁部１１３ｄと第１建屋１１１の隙間、空間部１１６）を通って冷却装置１２４まで流れ、また、冷却装置１２４で熱交換した空気が屈曲した通路（屋根部１１１ａ）を通って上方排出口１２３まで流れることで、放射線を帯びた一次冷却水を冷却する冷却装置１２４は、第１建屋１１１の外部に直接的に露出しておらず、遮蔽性を向上することができる。また、ダクト１２１や冷却装置１２４が外部から隠蔽されることで、外部からの飛来物等に対して防護することができる。
　また、実施例２の非常用炉心冷却装置では、下方吸入口１２２を上部基礎版１１５及び第１建屋１１１のフランジ部１１５ｄと、下部基礎版１１３の縦壁部１１３ｄとの間に設けている。従って、第１建屋１１１などに別途吸入口を設ける必要はなく、構造の簡素化を可能とすることができる。
　また、実施例２の非常用炉心冷却装置では、第１建屋１１１を原子炉格納容器１１の周囲を取り囲むように設置し、ダクト１２１を第１建屋１１１の外周部に周方向等間隔に分散して、つまり、第１建屋１１１の四隅に設けている。従って、冷却装置１２４及びダクト１２１を周方向に物理的に分離して複数設けることで、これらの一部が損傷や故障した場合であっても、残りの冷却装置１２４及びダクト１２１を使用することで、一次冷却水を適正に冷却することができ、十分な安全性を確保することができる。
　なお、上述した各実施例では、冷却装置５２，１２４を、４つの入口ヘッダ９１と、４つの出口ヘッダ９２を四角形状に配置し、各入口ヘッダ９１と各出口ヘッダ９２を複数の細管９３により連結して構成したが、この形状に限定されるものではない。冷却装置５２は、四角形状に限らず、例えば、三角形状、六角形状、細管を湾曲させて円形状としてもよい。
　また、上述した各実施例では、本発明の非常用炉心冷却装置及び原子炉設備を、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized　Water　Reactor）に適用して説明したが、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ：Boiling　Water　Reactor）に適用することもできる。この場合、冷却水循環経路は、原子炉格納容器の下部に設けられたサプレッションプールに貯留された冷却水を原子炉内に供給する経路と、この冷却水を回収する経路により構成され、供給する経路を原子炉格納容器の外部に案内し、この経路を流れる冷却水を空気冷却する冷却装置を設ければよい。
　本発明に係る非常用炉心冷却装置及び原子炉設備は、非常時に原子炉格納容器または原子炉に供給する冷却水を空気冷却する冷却装置を設けることで、小型化並びに低コスト化を可能とすると共に安全性並びに信頼性を向上させるものであり、いずれの原子炉にも適用することができる。
　１１　原子炉格納容器
　１２　加圧水型原子炉
　１３　蒸気発生器
　１４，１５　冷却水配管
　１５ａ　冷却水ポンプ（補機）
　４０　第２建屋
　４２　余熱除去冷却経路
　４３　余熱除去用熱交換器（通常時用冷却装置）
　４６　原子炉補機冷却水用熱交換器（通常停止時用冷却装置）
　５０，１１１　第１建屋
　５１　冷却水循環経路（原子炉冷却経路）
　５２，１２４　冷却装置（非常時用冷却装置）
　５３　外部経路
　６１　燃料取替用水ピット
　６２　散布経路
　６６　供給経路
　７１　循環経路
　８１，１２１ａ　第１ダクト
　８２，１２２　下方吸入口（建屋下方吸入口）
　８３，１２１ｂ　第２ダクト
　８４，１２３　上方排出口（建屋上方排出口）
　８５　第３ダクト
　９９，１００，１２５　ファン
　１１１ａ　屋根部
　１１１ｂ　拡幅部
　１１２　地盤
　１１３　下部基礎版
　１１３ａ　中央基礎部　　
　１１３ｂ　外周基礎部　　
　１１３ｃ　屈曲部　　　　
　１１３ｄ　縦壁部　　
　１１４　免震装置
　１１４a　鉛入り積層ゴム
　１１５　上部基礎版
　１１５ａ　中央基礎部　　
　１１５ｂ　外周基礎部　　
　１１５ｃ　屈曲部　　　　
　１１５ｄ　フランジ部
　１１６　空間部
　１２１　ダクト
　Ａ　補機冷却系（補機冷却経路）
　Ｂ　原子炉冷却系（原子炉冷却経路）

Claims (12)

  1. 　原子炉格納容器内に原子炉が配置された原子炉設備において、
    　非常時に前記原子炉格納容器または前記原子炉に冷却水を供給すると共に冷却水を回収して循環する冷却水循環経路と、
    　前記原子炉格納容器の外部にて前記冷却水循環経路を流れる冷却水を空気冷却する冷却装置と、
    　を備えることを特徴とする非常用炉心冷却装置。
  2. 　前記原子炉格納容器の外側に建屋が設置され、前記冷却水循環経路は、前記原子炉格納容器内から前記建屋内に侵入して再び前記原子炉格納容器に戻る外部経路を有し、前記冷却装置は、前記外部経路を流れる冷却水を空気冷却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装置。
  3. 　前記冷却水循環経路及び前記冷却装置は、前記建屋内に複数組配置されることを特徴とする請求項２に記載の非常用炉心冷却装置。
  4. 　前記冷却水循環経路は、前記原子炉格納容器内に設けられる燃料取替用水ピット内の冷却水を前記原子炉格納容器内に散布する散布経路と、前記燃料取替用水ピット内の冷却水を前記原子炉内に供給する供給経路と、前記原子炉格納容器内に散布された冷却水及び前記原子炉内に供給された冷却水を前記燃料取替用水ピットに回収する回収経路とを有することを特徴とする請求項１から３のいずれか一つに記載の非常用炉心冷却装置。
  5. 　前記建屋の内部に上下方向に沿って延設されると共に建屋下方吸入口と建屋上方排出口を有するダクトが設けられ、前記冷却装置は、該ダクト内に設けられることを特徴とする請求項２から４のいずれか一つに記載の非常用炉心冷却装置。
  6. 　前記冷却装置は、前記冷却水循環経路から分岐されて前記ダクト内を横切るように配置される複数の細管を有することを特徴とする請求項５に記載の非常用炉心冷却装置。
  7. 　前記冷却装置は、前記冷却水循環経路から冷却水が入る入口ヘッダと、前記冷却水循環経路に冷却水を出す出口ヘッダと、前記入口ヘッダと前記出口ヘッダをリング形状をなすように連結する複数の前記細管とを有し、前記入口ヘッダと前記出口ヘッダと前記細管とにより囲繞された空間部と前記細管より外側の空間のいずれか一方の空間部に前記建屋下方吸入口が連通し、他方の前記空間部に前記ダクトの建屋上方に設けられた排出口が連通することを特徴とする請求項５または６に記載の非常用炉心冷却装置。
  8. 　前記建屋下方吸入口から吸入されて前記ダクトを上昇して前記細管を流れる冷却水を冷却した空気を前記建屋上方排出口側に送り出すファンが設けられることを特徴とする請求項５から７のいずれか一つに記載の非常用炉心冷却装置。
  9. 　地盤上に下部基礎版が設置され、該下部基礎版上に免震装置を介して上部基礎版が配置され、該上部基礎版上に前記原子炉格納容器及び前記建屋が設置され、地表部分近傍に設けられる前記建屋下方吸入口と前記ダクトが前記免震装置が配置される空間部を介して連通されることを特徴とする請求項５から８のいずれか一つに記載の非常用炉心冷却装置。
  10. 　前記建屋下方吸入口は、上部基礎版または前記建屋と前記下部基礎版との間に設けられることを特徴とする請求項９に記載の非常用炉心冷却装置。
  11. 　前記建屋は、前記原子炉格納容器の周囲を取り囲むように設置され、前記ダクトは、前記建屋の外周部に周方向等間隔に分散して複数設けられることを特徴とする請求項５から１０のいずれか一つに記載の非常用炉心冷却装置。
  12. 　原子炉格納容器と、
    　該原子炉格納容器内に配置される原子炉と、
    　原子炉補機と、
    　通常時に前記原子炉補機に冷却水を循環して冷却する補機冷却経路と、
    　前記原子炉格納容器の外部にて前記補機冷却経路を流れる冷却水を水冷却する通常時用冷却装置と、
    　非常時に前記原子炉格納容器または前記原子炉に一次冷却水を循環して冷却する原子炉冷却経路と、
    　前記原子炉格納容器の外部にて前記原子炉冷却経路を流れる一次冷却水を空気冷却する非常時用冷却装置と、
    　を備えることを特徴とする原子炉設備。
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