(57)【要約】【課題】直流電源が喪失した場合であっても炉心を除熱する。【解決手段】非常用復水器システムＳＹＳ１は、原子炉圧力容器１の内部で発生する蒸気を冷却し凝縮させて水に戻すための非常用復水器４と、原子炉圧力容器から非常用復水器に蒸気を導く蒸気引き込み配管６と、非常用復水器から原子炉圧力容器に凝縮された水を戻す凝縮水戻り配管７と、非常用復水器を内包する収納プール５と、冷却水を貯留する水プール１１と、収納プールと水プールとを接続する注水配管１４と、注水配管の経路上に配置され、通常運転の圧力範囲を逸脱する原子炉圧力容器の圧力上昇時に開く注水弁（自動開放注水弁１５）と、原子炉圧力容器の圧力を注水弁に伝達するための圧力伝達配管１６と、を備えている。収納プールは、通常運転時に冷却水が貯留されておらず、かつ、前記原子炉圧力容器の圧力上昇時に注水弁が開くことで水プールから冷却水が供給される。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
炉心を内包する原子炉圧力容器の内部で発生する蒸気を冷却し凝縮させて水に戻すための複数本の伝熱管を有する非常用復水器と、
前記原子炉圧力容器から前記非常用復水器に前記蒸気を導く蒸気引き込み配管と、
前記非常用復水器から前記原子炉圧力容器に前記非常用復水器で凝縮された水を戻す凝縮水戻り配管と、
前記非常用復水器を内包するとともに、大気開放された収納プールと、
前記収納プールに供給する冷却水を貯留するとともに、大気開放された水プールと、
前記収納プールと前記水プールとを接続する注水配管と、
前記注水配管の経路上に配置され、通常運転の圧力範囲を逸脱する前記原子炉圧力容器の圧力上昇時に開く注水弁と、
前記原子炉圧力容器の圧力を前記注水弁に伝達するための圧力伝達配管と、を備え、
前記収納プールは、通常運転時に前記冷却水が貯留されておらず、かつ、通常運転の圧力範囲を逸脱する前記原子炉圧力容器の圧力上昇時に前記注水弁が開くことで前記水プールから前記冷却水が供給される
ことを特徴とする非常用復水器システム。
【請求項２】
請求項１に記載の非常用復水器システムにおいて、
前記注水弁は、ばね弁によって構成されている
ことを特徴とする非常用復水器システム。
【請求項３】
請求項１又は請求項２に記載の非常用復水器システムにおいて、
前記圧力伝達配管の経路上に前記注水弁から前記原子炉圧力容器の方向への流体の逆流を防止する逆止弁を少なくとも１つ以上備える
ことを特徴とする非常用復水器システム。
【請求項４】
請求項１乃至請求項３のいずれか一項に記載の非常用復水器システムにおいて、
前記収納プールは、断熱構造になっている
ことを特徴とする非常用復水器システム。
【請求項５】
請求項１乃至請求項４のいずれか一項に記載の非常用復水器システムにおいて、
前記蒸気引き込み配管には、前記原子炉圧力容器から前記非常用復水器を隔離するための隔離弁が設けられており、
前記圧力伝達配管は、前記蒸気引き込み配管における前記隔離弁と前記非常用復水器との間と前記注水弁とを接続している
ことを特徴とする非常用復水器システム。
【請求項６】
請求項１乃至請求項４のいずれか一項に記載の非常用復水器システムにおいて、
前記凝縮水戻り配管には、前記原子炉圧力容器から前記非常用復水器を隔離するための隔離弁が設けられており、
前記圧力伝達配管は、前記凝縮水戻り配管における前記隔離弁と前記非常用復水器との間と前記注水弁とを接続している
ことを特徴とする非常用復水器システム。
【請求項７】
請求項１乃至請求項６のいずれか一項に記載の非常用復水器システムにおいて、
前記収納プールは、内部の前記非常用復水器よりも上方の位置に、ホウ酸水を貯蔵するホウ酸水タンクを有しており、
前記ホウ酸水タンクは、ホウ酸水を前記原子炉圧力容器に供給するためのホウ酸水注水配管で前記原子炉圧力容器と接続されている
ことを特徴とする非常用復水器システム。
【請求項８】
請求項１乃至請求項７のいずれか一項に記載の非常用復水器システムにおいて、
前記収納プールと外部の低温熱利用システムとの間に配置され、通常運転時に、前記非常用復水器からの放熱によって加熱された空気を、前記低温熱利用システムに供給するための熱利用配管と、
前記熱利用配管の経路上に配置され、加熱空気を前記低温熱利用システムに輸送するためのブロアと、を備える
ことを特徴とする非常用復水器システム。
【請求項９】
請求項１乃至請求項７のいずれか一項に記載の非常用復水器システムにおいて、
前記収納プールの周囲に鉛直方向に延びるように立設された長尺チムニと、
前記水プールの水面よりも上方で開口し、前記非常用復水器の下端近傍で前記収納プールに接続された空気取り込み配管と、
前記空気取り込み配管の経路上に配置され、起動信号を受けて自動で開くかもしくは手動で開く起動弁と、を備える
ことを特徴とする非常用復水器システム。
【請求項１０】
炉心を内包する原子炉圧力容器の内部で発生する蒸気を冷却し凝縮させて水に戻すための複数本の伝熱管を有する非常用復水器と、
前記原子炉圧力容器から前記非常用復水器に前記蒸気を導く蒸気引き込み配管と、
前記非常用復水器から前記原子炉圧力容器に前記非常用復水器で凝縮された水を戻す凝縮水戻り配管と、
前記非常用復水器を内包するとともに、大気開放された収納プールと、
前記収納プールに供給する冷却水を貯留するとともに、大気開放された水プールと、
前記収納プールと前記水プールとを接続する注水配管と、
前記注水配管の経路上に配置され、大気圧よりも高い圧力を外部から受けることで開く注水弁と、
直流電源が使用可能な間は大気圧の空気を前記注水弁に導くとともに、直流電源が喪失した場合に大気圧よりも高い圧力の気体を前記注水弁に導く電磁弁と、を備え、
前記収納プールは、通常運転時に前記冷却水が貯留されておらず、かつ、前記電磁弁の前記直流電源が喪失した場合に前記電磁弁によって導かれる前記気体の圧力を受けて前記注水弁が開くことで前記水プールから前記冷却水が供給される
ことを特徴とする非常用復水器システム。
【請求項１１】
請求項１乃至請求項１０のいずれか一項に記載の非常用復水器システムにおいて、
前記注水配管における前記注水弁の前の位置と後の位置とに接続されたバイパス配管と、
前記バイパス配管の経路上に配置され、手動で開くことができる手動注水弁と、を備えている
ことを特徴とする非常用復水器システム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、非常用復水器システムに関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型の原子力発電プラント（以下、単に「原子力発電プラント」と称する）は、燃料集合体が装荷された炉心で発生するエネルギーによって原子炉圧力容器内の水を沸騰させて蒸気を発生させ、発生した蒸気をタービンに導いてタービンを回転させることで、発電を行う。タービンで仕事を行った後の蒸気は主復水器に導かれ、主復水器内の伝熱管で蒸気を冷却し凝縮させて水に戻し、復水ポンプ、給水ポンプを用いて原子炉圧力容器に戻す。
【０００３】
原子力発電プラントは、原子炉に何らかの意図しない異常が発生したときに、著しい炉心損傷の発生を防止して原子力発電プラントを安全な状態に維持するためのシステム（安全系）として非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）を備えている。ＥＣＣＳは、原子炉圧力容器に冷却水である水を注水する設備（注水設備）や、炉心で発生するエネルギーを除去する設備（除熱設備）から構成されている。非常用復水器システムは、原子炉圧力容器内で発生する蒸気を非常用復水器に導き、非常用復水器の伝熱管で蒸気を冷却し凝縮させて水に戻し、凝縮水を原子炉圧力容器に戻すことで、原子炉停止後に燃料集合体が装荷された炉心で発生する崩壊熱を除去することができる（例えば、特許文献１参照）。現行の原子力発電プラントでは、非常用復水器システムはＥＣＣＳに含まれないが、非常用復水器システムは、ポンプ等の動的機器を必要としない交流電源不要の除熱設備であることから、次世代の原子力発電プラントのＥＣＣＳへの導入が期待されている。
【０００４】
例えば、図１３に示す従来の一般的な非常用復水器システムは、非常用復水器と、収納プールと、蒸気引き込み配管と、凝縮水戻り配管と、隔離弁と、起動弁と、を備えた構成になっている。非常用復水器は、炉心を内包する原子炉圧力容器の内部で発生する蒸気を冷却し凝縮させて水に戻すための複数本の伝熱管を有する機構である。収納プールは、非常用復水器を内包（格納）するとともに、低温の冷却水を貯留するプールである。蒸気引き込み配管は、原子炉圧力容器から非常用復水器に蒸気を導く配管である。凝縮水戻り配管は、非常用復水器から原子炉圧力容器に非常用復水器で凝縮された水を戻す配管である。隔離弁は、非常用復水器の伝熱管に漏洩等が生じた場合に閉じることで、原子炉圧力容器の外部への放射性物質の流出を防止するための弁装置である。起動弁は、通常運転時に非常用復水器での蒸気に対する除熱処理を停止して発電ロスを低減するとともに、異常発生時に非常用復水器での蒸気に対する除熱処理を起動して炉心を除熱するための弁装置である。
【０００５】
また、例えば、特許文献１の図２に示す非常用復水器システムは、図１３に示す従来の一般的な非常用復水器システムに加えて、収納プールの上方に、冷却水を貯留する水プールが設けられている。水プールの底部には冷却水注入配管が接続されており、冷却水注入配管は通常運転時に閉止している注水弁を介して、他端を収納プール内に開放している。この非常用復水器システムは、従来の一般的な非常用復水器とは異なり、通常運転時、収納プールに冷却水が貯留されていない。この非常用復水器システムでは、原子炉圧力容器が隔離された場合に、非常用信号をトリガとし、電源を用いて注水弁を開動作させ、水プールに貯留された冷却水を冷却水注入配管を介して収納プールに供給することで、収納プールを満水状態とする。これにより、非常用復水器が水没し、非常用復水器に導かれる蒸気の除熱が可能、即ち非常用復水器がスタンバイ状態となる。このような状態に到達した後、電源を用いて起動弁を開くことで、炉心の残留熱によって発生した蒸気が蒸気吸込配管を介して非常用復水器に導かれ、非常用復水器が起動する。なお、特許文献１には、起動弁について陽には記載されていないが、「このような状態（非常用復水器が水没状態）になってから、炉心の残留熱によって発生した蒸気は蒸気吸込配管を介して非常用復水器に導かれる」と記載があり、適切なタイミングで起動弁を開くことで、蒸気吸込配管を介して発生蒸気を非常用復水器に導いていることは明白である。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００６】
【特許文献１】特開平６−２８１７７９号公報（図２）
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００７】
しかしながら、従来の一般的な非常用復水器システムや特許文献１の図２に示す非常用復水器システム（以下、単に「従来の非常用復水器システム」と称する）の起動弁や注水弁、起動弁や注水弁の開閉を決定する制御部等は、通常運転時に充電されたバッテリ（直流電源）で作動するものであった。そのため、従来の非常用復水器システムは、非常に低い発生確率ではあるものの、万が一、直流電源を喪失してしまうと、蒸気を非常用復水器に導くことができなくなる可能性があった。この場合に、従来の非常用復水器システムは、炉心を除熱することができなくなる可能性があった。
【０００８】
本発明は、前記した課題を解決するためになされたものであり、電源が喪失した場合であっても炉心を除熱することができる非常用復水器システムを提供することを主な目的とする。
【課題を解決するための手段】
【０００９】
前記目的を達成するため、本発明の非常用復水器システムは、炉心を内包する原子炉圧力容器の内部で発生する蒸気を冷却し凝縮させて水に戻すための複数本の伝熱管を有する非常用復水器と、前記原子炉圧力容器から前記非常用復水器に前記蒸気を導く蒸気引き込み配管と、前記非常用復水器から前記原子炉圧力容器に前記非常用復水器で凝縮された水を戻す凝縮水戻り配管と、前記非常用復水器を内包するとともに、大気開放された収納プールと、前記収納プールに供給する冷却水を貯留するとともに、大気開放された水プールと、前記収納プールと前記水プールとを接続する注水配管と、前記注水配管の経路上に配置され、通常運転の圧力範囲を逸脱する前記原子炉圧力容器の圧力上昇時に開く注水弁と、前記原子炉圧力容器の圧力を前記注水弁に伝達するための圧力伝達配管と、を備え、前記収納プールは、通常運転時に前記冷却水が貯留されておらず、かつ、通常運転の圧力範囲を逸脱する前記原子炉圧力容器の圧力上昇時に前記注水弁が開くことで前記水プールから前記冷却水が供給される構成とする。
その他の手段は、後記する。
【発明の効果】
【００１０】
本発明によれば、直流電源が喪失した場合であっても炉心を除熱することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１１】
【図１】実施形態１に係る非常用復水器システムの模式的な構成を示すシステム系統図である。
【図２】実施形態１に係る非常用復水器システムの模式的な構成を示すシステム系統図である。
【図３Ａ】実施形態１で用いる自動開放注水弁の模式的な構造を示す概略図（１）である。
【図３Ｂ】実施形態１で用いる自動開放注水弁の模式的な構造を示す概略図（２）である。
【図４】実施形態２に係る非常用復水器システムの模式的な構成を示すシステム系統図である。
【図５】実施形態２に係る非常用復水器システムの模式的な構成を示すシステム系統図である。
【図６】実施形態３に係る非常用復水器システムの模式的な構成を示すシステム系統図である。
【図７】実施形態４に係る非常用復水器システムの模式的な構成を示すシステム系統図である。
【図８】実施形態５に係る非常用復水器システムの模式的な構成を示すシステム系統図である。
【図９】実施形態６に係る非常用復水器システムの模式的な構成を示すシステム系統図である。
【図１０】実施形態６に係る非常用復水器システムの模式的な構成を示すシステム系統図である。
【図１１Ａ】変形例に係る自動開放注水弁の模式的な構造を示す概略図（１）である。
【図１１Ｂ】変形例に係る自動開放注水弁の模式的な構造を示す概略図（２）である。
【図１２】変形例に係る非常用復水器システムの模式的な構成を示すシステム系統図である。
【図１３】比較例の非常用復水器システムの模式的な構成を示すシステム系統図である。
【発明を実施するための形態】
【００１２】
以下、図面を参照して、本発明の実施の形態（以下、「本実施形態」と称する）について詳細に説明する。なお、各図は、本発明を十分に理解できる程度に、概略的に示してあるに過ぎない。よって、本発明は、図示例のみに限定されるものではない。また、各図において、共通する構成要素や同様な構成要素については、同一の符号を付し、それらの重複する説明を省略する。
【００１３】
［実施形態１］
＜非常用復水器システムの構成＞
以下、図１及び図２を参照して、本実施形態１に係る非常用復水器システムＳＹＳ１の構成について説明する。図１及び図２は、それぞれ、本実施形態１に係る非常用復水器システムＳＹＳ１の模式的な構成を示すシステム系統図である。
【００１４】
図１は、通常運転時における非常用復水器システムＳＹＳ１の構成を示している。図１では、後記する自動開放注水弁１５が閉鎖状態になっている。図２は、異常発生時における非常用復水器システムＳＹＳ１の構成を示している。図２では、後記する自動開放注水弁１５が開放状態になっている。ここで、異常発生時とは、原子炉に何らかの意図しない異常が発生した場合であって、通常運転の圧力範囲を逸脱する原子炉圧力容器１の圧力上昇時であることを意味している。
【００１５】
図１及び図２に示すように、本実施形態１に係る非常用復水器システムＳＹＳ１は、非常用復水器４と、収納プール５と、蒸気引き込み配管６と、凝縮水戻り配管７と、水プール１１と、注水配管１４と、自動開放注水弁１５と、圧力伝達配管１６と、を備えている。
【００１６】
非常用復水器４は、原子炉停止後に燃料集合体が装荷された炉心２で発生する崩壊熱を受けて発生する蒸気を冷却し凝縮させて水に戻すための機構である。非常用復水器４は、蒸気を冷却するための複数本の伝熱管を有している。非常用復水器４は、原子炉圧力容器１内に形成される水位３よりも高い場所に設置されている。原子炉圧力容器１は、燃料集合体が装荷される炉心２を内包（格納）する容器である。なお、原子炉圧力容器１は、図示しない原子炉格納容器に内包され、その外部に原子炉建屋が構築されている。
【００１７】
収納プール５は、非常用復水器４を内包するとともに、内部に低温の冷却水を貯留するプールである。以下、収納プール５に貯留された冷却水を「収納プール水１７」と称する場合がある。収納プール５は、断熱材１０で覆われている。非常用復水器システムＳＹＳ１は、断熱材１０で収納プール５を覆うことにより、非常用復水器４からの放熱によって加熱された空気からの熱逃げ（空気の温度減少）を抑制することができる。収納プール５は、大気開放ライン９で大気開放されている。
【００１８】
蒸気引き込み配管６は、原子炉圧力容器１と非常用復水器４とを接続し、原子炉圧力容器１から非常用復水器４に、原子炉圧力容器１内で発生する蒸気を導く配管である。
凝縮水戻り配管７は、非常用復水器４と原子炉圧力容器１とを接続し、非常用復水器４から原子炉圧力容器１に、非常用復水器４で凝縮された水を戻す配管である。
【００１９】
水プール１１は、収納プール５に供給する低温の冷却水を貯留するプールである。以下、水プール１１に貯留された冷却水を「貯留水１２」と称する場合がある。水プール１１は、大気開放ライン１３で大気開放されている。水プール１１は、原子炉圧力容器１内に形成される水位３よりも高い場所に設置されている。水プール１１の容積は、収納プール５の容積よりも大きい。
注水配管１４は、収納プール５と水プール１１とを接続し、水プール１１から収納プール５に冷却水（貯留水１２）を供給する配管である。
【００２０】
自動開放注水弁１５は、注水配管１４の経路上に配置され、本実施形態においては、通常運転の圧力範囲を逸脱する原子炉圧力容器１の圧力上昇時に自動的に開く弁装置である。
【００２１】
圧力伝達配管１６は、原子炉圧力容器１と自動開放注水弁１５とを接続し、原子炉圧力容器１の圧力を自動開放注水弁１５に伝達するための配管である。
【００２２】
蒸気引き込み配管６に対して付加された矢印の方向は、原子炉圧力容器１の内部で発生する蒸気の流れの方向を示している。また、凝縮水戻り配管７に対して付加された矢印の方向は、非常用復水器４で蒸気から凝縮された水の流れの方向を示している。
【００２３】
非常用復水器システムＳＹＳ１は、蒸気引き込み配管６の途中部分と凝縮水戻り配管７の途中部分とにそれぞれ隔離弁８を１個ずつもしくは２個ずつ備えている（図では１個ずつ）。隔離弁８は、通常運転時は開状態としておき、非常用復水器４の伝熱管に漏洩等が生じた場合に閉じることで、原子炉圧力容器１から外部への放射性物質の流出を防止するための弁装置である。
【００２４】
本実施形態では、圧力伝達配管１６の一端が蒸気引き込み配管６における隔離弁８と非常用復水器４との間に接続されているとともに、圧力伝達配管１６の他端が自動開放注水弁１５に接続されている。
【００２５】
＜自動開放注水弁の構造＞
以下、図３Ａ及び図３Ｂを参照して、自動開放注水弁１５の構造について説明する。図３Ａ及び図３Ｂは、それぞれ、自動開放注水弁１５の模式的な構造を示す概略図である。
【００２６】
図３Ａは、原子炉圧力容器１が低圧であるときの自動開放注水弁１５の構成を示している。図３Ｂは、原子炉圧力容器１が高圧であるときの自動開放注水弁１５の構成を示している。ここで、原子炉圧力容器１が低圧であるときとは、通常運転時を意味している。また、原子炉圧力容器１が高圧であるときとは、異常発生時を意味している。
【００２７】
本実施形態では、自動開放注水弁１５の後記する弁体２６が玉形弁として構成されている。玉形弁は、流路を弁体で蓋（栓）をして止める構造になっている弁装置である。ただし、自動開放注水弁１５の後記する弁体２６は、他の形状の弁（例えば、仕切り弁や、ボール弁、バタフライ弁等）で構成されていてもよい。仕切り弁は、流路に弁体を差し込んで止める構造になっている弁装置である。ボール弁やバタフライ弁は、流路に設けられた弁体を回転させて止める構造になっている弁装置である。
【００２８】
図３Ａ及び図３Ｂに示すように、自動開放注水弁１５は、注水配管１４の途中部分１４ａの内部に設けられた弁体２６と、閉止（閉弁）方向にピストン２８を付勢するばね２７と、軸２８ａが弁体２６と一体に形成されたピストン２８と、を有している。
【００２９】
前記した通り、本実施形態では、弁体２６が玉形弁として構成されている。注水配管１４の途中部分１４ａの内部には、斜め方向に湾曲するＳ字状の隔壁１４ｂが設けられている。隔壁１４ｂの中央部分には、弁体２６が蓋（栓）をする弁座として機能する開口部１４ｃが設けられている。自動開放注水弁１５は、弁体２６が開口部１４ｃ（弁座）に密着することで閉止（閉弁）し、弁体２６が開口部１４ｃ（弁座）から離れることで開放（開弁）する。
【００３０】
圧力伝達配管１６の端部は、直管状の形状を呈しており、注水配管１４の途中部分１４ａに対して垂直に交差するように接続されている。圧力伝達配管１６の端部の内部には、ばね２７とピストン２８が配置されている。ばね２７は、圧縮方向の荷重を受け止める圧縮コイルばねで構成されている。ばね２７は、弁体２６による開口部１４ｃ（弁座）の閉止（閉弁）方向にピストン２８を付勢している。ばね２７の付勢力は、原子炉圧力容器１の定格圧力（通常運転時における原子炉圧力容器１の圧力）より若干高い圧力に設定されている。
【００３１】
ピストン２８の軸２８ａは、注水配管１４の側壁を貫通して圧力伝達配管１６の内部から注水配管１４の内部に延在するように配置されている。ピストン２８は、原子炉圧力容器１の圧力を受けて弁体２６を開放（開弁）方向に付勢する。
【００３２】
図３Ａに示すように、通常運転時において、原子炉圧力容器１は定格圧力となる。このとき、原子炉圧力容器１の圧力（矢印Ａ１１参照）は、ばね２７の付勢力よりも小さくなる。そのため、自動開放注水弁１５では、ばね２７の付勢力によってピストン２８が押し下げられる。その結果、弁体２６が閉止（閉弁）状態になる。
【００３３】
一方、図３Ｂに示すように、異常発生時において、原子炉圧力容器１の圧力は、定格圧力を超えて上昇する。その結果、通常運転の圧力範囲を逸脱する原子炉圧力容器１の圧力上昇が発生する。このとき、原子炉圧力容器１の圧力（矢印Ａ１２参照）は、ばね２７の付勢力よりも大きくなる。そのため、自動開放注水弁１５では、原子炉圧力容器１の圧力によってピストン２８が押し上げられる。その結果、弁体２６が開放（開弁）状態になる。
【００３４】
非常用復水器システムＳＹＳ１は、このような自動開放注水弁１５を注水配管１４の経路上に設けている。そのため、非常用復水器システムＳＹＳ１は、非常用信号を受けて電力を用いて開かれる注水弁とは異なり、直流電源の喪失の有無によらず、異常発生時に、通常運転の圧力範囲を逸脱する原子炉圧力容器１の圧力上昇が発生すると、自動開放注水弁１５を自動的に開いて、水プール１１から収納プール５に冷却水を自動的に供給することができる。
【００３５】
＜非常用復水器システムの動作＞
以下、図１及び図２を参照して、非常用復水器システムＳＹＳ１の動作について、比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９（図１３参照）と比較して、説明する。
【００３６】
図１に示すように、非常用復水器システムＳＹＳ１は、通常運転時に、収納プール５に冷却水を貯留していない状態になっており、また、自動開放注水弁１５を閉じた状態になっている。したがって、非常用復水器システムＳＹＳ１は、通常運転時に、冷却水（収納プール水１７）の中に非常用復水器４を浸漬せずに空気中に露出させた状態で待機している。これは、通常運転時に、冷却水よりも熱伝導率が低く断熱性能の高い空気中に非常用復水器４を曝すことで、非常用復水器４の伝熱管での蒸気凝縮（発電ロス（熱損失））が発生しないようにするためである。つまり、タービンで発電するための蒸気エネルギーが無駄に損失されないようにするためである。
【００３７】
非常用復水器システムＳＹＳ１は、通常運転時に、自動開放注水弁１５を閉じている。その状態であっても、非常用復水器システムＳＹＳ１は、非常用復水器システムＳＹＳ９９に具備されている起動弁１８を持たないため、非常用復水器４の伝熱管部で空気を介した発電ロス（熱損失）がわずかながら発生する。しかしながら、空気の断熱性能が高いため、発電ロス（熱損失）は極めて小さい。すなわち、通常運転時においては、熱損失が発生することでわずかばかりの蒸気が凝縮水となり、凝縮水が凝縮水戻り配管７を介して原子炉圧力容器１に戻るとともに、凝縮によって失われた分の蒸気が、蒸気引き込み配管６を介して原子炉圧力容器１から非常用復水器４に流入する準定常状態が維持される。
【００３８】
また、図２に示すように、非常用復水器システムＳＹＳ１は、異常発生時に、通常運転の圧力範囲を逸脱する原子炉圧力容器１の圧力上昇が発生すると、自動開放注水弁１５を自動的に開いて、水プール１１から収納プール５に冷却水を自動的に供給し、空気よりも熱伝導率が高く除熱性能が高い冷却水（収納プール水１７）の中に非常用復水器４を部分的に浸漬させる。これにより、原子炉圧力容器１内で発生した高温高圧の蒸気を非常用復水器４の伝熱管で効率よく冷却することができる。
【００３９】
非常用復水器システムＳＹＳ１は、冷却水（収納プール水１７）の中に非常用復水器４を部分的に浸漬させた状態で、蒸気引き込み配管６を介して原子炉圧力容器１から非常用復水器４に蒸気を導く。そして、非常用復水器４の伝熱管で蒸気を冷却し凝縮させて水に戻し、凝縮水戻り配管７を介して原子炉圧力容器１に凝縮水を戻す。これにより、非常用復水器システムＳＹＳ１は、炉心２を除熱することができる。その後、非常用復水器４による蒸気凝縮が進むにつれて、原子炉圧力容器１の圧力が低下する。そのため、原子炉圧力容器１の圧力が、ばね２７の付勢力よりも小さくなり、自動開放注水弁１５が閉じる。自動開放注水弁１５が閉止した後も、収納プール水１７中に浸かっている非常用復水器４の伝熱管部で、原子炉圧力容器１で発生する蒸気を凝縮できるが、蒸気のエネルギーを受けて収納プール水１７が沸騰・蒸発し、収納プール水１７の水位が徐々に低下する。収納プール水１７の水位が低下すると、除熱性能の高い冷却水中に浸かっている非常用復水器４の伝熱管領域が減少し、非常用復水器４が空気中に露出して除熱性能が低下する。原子炉圧力容器１で発生する蒸気を完全に凝縮することができなくなるところまで収納プール水１７の水位が低下すると、原子炉圧力容器１の圧力が再び上昇し始める。原子炉圧力容器１の圧力上昇が発生すると、再び自動開放注水弁１５が自動的に開いて、水プール１１から収納プール５に冷却水を自動的に供給することで、収納プール水１７の水位を回復させ、非常用復水器４の除熱性能が向上する。以下、水プール１１から収納プール水１７への冷却水供給が続く限り、自動開放注水弁１５を繰り返し開閉させ、炉心２から発生する崩壊熱を除去し続けることができる。
【００４０】
＜非常用復水器システムの主な特徴＞
（比較例の構成）
ここで、本実施形態の特徴を分かり易く説明するために、まず、図１３を用いて比較例の構成及び動作について説明し、その後に、本実施形態の特徴について説明する。図１３は、比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９の模式的な構成を示すシステム系統図である。図１３に示す比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９は、特許文献１の図２に示されたシステムに類似する構成のものである。ここでは、本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１と共通する構成要素や同様な構成要素については、同一の符号を付し、それらの重複する説明を省略する。
【００４１】
図１３に示す比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９は、非常用復水器４と、非常用復水器４を内包（格納）する収納プール５と、蒸気引き込み配管６と、凝縮水戻り配管７と、隔離弁８と、起動弁１８と、を備えている。
【００４２】
非常用復水器４は、原子炉圧力容器１内に形成される水位３よりも高い場所に設置されている。
収納プール５は、大気開放ライン９によって外界と接続されている。
起動弁１８は、通常運転時に非常用復水器４での蒸気に対する除熱処理を停止して発電ロスを低減するとともに、異常発生時に非常用復水器４での蒸気に対する除熱処理を起動して炉心２を除熱するための弁装置である。起動弁１８は、凝縮水戻り配管７の経路上に配置されている。
【００４３】
（比較例の動作）
比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９は、収納プール５に低温の冷却水（収納プール水１７）を貯留しており、通常運転時において、非常用復水器４を浸漬（水没）した状態で待機している。このような比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９は、通常運転時において、非常用復水器４の伝熱管の内部が低温の冷却水で満たされた状態になっている。
【００４４】
ところで、通常運転時において、原子炉圧力容器１の炉心２で発生する蒸気は、タービン（図示せず）で発電するために用いられる。したがって、蒸気が非常用復水器４の伝熱管で除熱されると、発電ロスが発生する。そのため、蒸気は、非常用復水器４の伝熱管で除熱されないようにすることが好ましい。そこで、比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９は、通常運転時に、起動弁１８を閉じて、原子炉圧力容器１と非常用復水器４との間で流体（蒸気及び凝縮水）を流動させないようにすることで、非常用復水器４での蒸気に対する除熱処理を停止する。このとき、比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９は、伝熱管内に溜まる凝縮水と収納プール水１７との温度差がない状態で定常状態となる。そのため、非常用復水器４から収納プール水１７への熱逃げ（温度減少）がほぼゼロとなっている。これにより、比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９は、通常運転時の発電ロスを大幅に抑制できる。
【００４５】
また、比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９は、異常発生時に、原子炉圧力容器１の圧力高や水位低等の信号を受けて、直流電源を用いて起動弁１８を開く。これによって、比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９は、原子炉圧力容器１と非常用復水器４との間で流体（蒸気及び凝縮水）を流動させることで、非常用復水器４での蒸気に対する除熱処理を起動する。起動直後に、原子炉圧力容器１内の水位３と非常用復水器４内の水位との水頭差によって、凝縮水戻り配管７の経路上の凝縮水と非常用復水器４の内部の凝縮水とが原子炉圧力容器１へと排出される。非常用復水器４の内部の凝縮水が排出されると、それに伴って、蒸気引き込み配管６を介して原子炉圧力容器１の蒸気が非常用復水器４に引き込まれる。これにより、非常用復水器４の伝熱管の内部に高温蒸気が流入する。非常用復水器４の伝熱管の外部には、低温で除熱性能に優れた冷却水が貯留されているため、比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９は、非常用復水器４の伝熱管で蒸気を効率よく冷却し凝縮させて水に戻し、凝縮水戻り配管７を介して原子炉圧力容器１に凝縮水を戻すことができる。これにより、比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９は、炉心２で発生する崩壊熱を除去することができる。その結果、比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９は、原子炉圧力容器１内の水位３が低下することを防止して、炉心２を継続的に冷却することができる。
【００４６】
しかしながら、比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９の起動弁１８、起動弁１８の開閉を決定する制御部、原子炉圧力容器１の圧力や水位を計測するとともに圧力高や水位低等の信号を発生させる計装部等（図示せず）は、通常運転時に充電されたバッテリ（直流電源）で作動するものである。そのため、比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９は、万が一、直流電源を喪失してしまうと、蒸気を非常用復水器４に導くことができなくなる可能性がある。この場合に、比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９は、炉心２を除熱することができなくなる可能性がある。
【００４７】
（実施形態の特徴）
本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１は、比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９（図１３参照）と比較すると、以下の点で相違している。
【００４８】
（１）比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９（図１３参照）は、発電ロスを低減するための起動弁１８を備えている。これに対して、本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１は、起動弁１８（図１３参照）を備えておらず、その代わりに、水プール１１と、注水配管１４と、自動開放注水弁１５と、圧力伝達配管１６と、を備えている。
【００４９】
（２）比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９（図１３参照）は、常に、収納プール５に冷却水を貯留しており、通常運転時において、非常用復水器４を浸漬（水没）した状態で待機している。これに対して、図１に示すように、本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１は、通常運転時において、冷却水（収納プール水１７）の中に非常用復水器４を浸漬せずに空気中に露出させた状態で待機している。そして、図２に示すように、本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１は、異常発生時に、直流電源の有無によらず、自動開放注水弁１５を自動的に開いて、水プール１１から収納プール５に冷却水を自動的に供給して、冷却水（収納プール水１７）の中に非常用復水器４を部分的に浸漬させる。
【００５０】
前記した通り、比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９の起動弁１８、起動弁１８の開閉を決定する制御部、原子炉圧力容器１の圧力や水位を計測するとともに圧力高や水位低等の信号を発生させる計装部等（図示せず）は、通常運転時に充電されたバッテリ（直流電源）で作動するものである。そのため、比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９は、万が一、直流電源を喪失してしまうと、蒸気を非常用復水器４に導くことができなくなる可能性がある。この場合に、比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９は、炉心２を除熱することができなくなる可能性がある。
【００５１】
これに対して、本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１（図１及び図２参照）は、比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９（図１３参照）と異なり、起動弁１８を備えていない。そして、本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１は、通常運転時及び異常発生時に拘わらず、常に非常用復水器４での蒸気に対する除熱処理を起動させた状態となっている。その代わりに、本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１は、通常運転時において、収納プール５に冷却水を貯留していない状態にして、冷却水よりも熱伝導率が低く断熱性能の高い空気中に非常用復水器４を曝す構成になっている。
【００５２】
このような本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１は、通常運転時に、自動開放注水弁１５を閉じている。その状態であっても、非常用復水器システムＳＹＳ１は、非常用復水器システムＳＹＳ９９に具備されている起動弁１８を持たないため、空気を介した発電ロス（熱損失）がわずかながら発生する。しかしながら、空気の断熱性能が高いために、蒸気凝縮量は小さく、本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１は、通常運転時に、発電ロスを低減することができる。
【００５３】
また、本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１は、異常発生時に、通常運転の圧力範囲を逸脱する原子炉圧力容器１の圧力上昇が発生すると、直流電源の有無によらず、自動開放注水弁１５を自動的に開いて、水プール１１から収納プール５に冷却水を自動的に供給する。これにより、本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１は、冷却水（収納プール水１７）の中に非常用復水器４を部分的に浸漬させ、非常用復水器４の伝熱管で蒸気を自動的に冷却し凝縮させて水に戻すことができる。このような本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１は、直流電源に頼ることなく、原子炉がスクラム停止した後に炉心２で発生する燃料集合体の崩壊熱を除去することができる。
【００５４】
このように、本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１は、通常運転時に、冷却水（収納プール水１７）の中に非常用復水器４を浸漬せずに空気中に露出させた状態で待機している。これにより、本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１は、比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９で用いられていた、発電ロスを低減するための起動弁１８（図１３参照）を用いることなく、発電ロスを低減することができる。しかも、本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１は、万が一、異常発生時に直流電源を喪失したとしても、蒸気を確実に冷却して、炉心２を除熱することができる。その結果、本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１は、原子炉がスクラム停止した後に燃料集合体が装荷された炉心２で発生する崩壊熱を効率よく除去することができる。そのため、本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１は、炉心２の著しい損傷を防止して、原子力発電プラントを安全な状態に維持することができる。
【００５５】
一般に、非常用復水器４における除熱量Ｑ（Ｗ）は、以下の式（１）で概略的に評価することができる。
Ｑ＝ｈ・Ａ・ΔＴ    …（１）
【００５６】
ここで、ｈは、非常用復水器４の伝熱管の熱通過率（Ｗ／ｍ２Ｋ）を表している。また、Ａは、非常用復水器４の伝熱管の総伝熱面積（ｍ２）を表している。また、ΔＴは、非常用復水器４の伝熱管内の蒸気と収納プール５の流体（通常運転時は空気、異常発生時は冷却水（収納プール水１７））との温度差（Ｋ）を表している。なお、伝熱管の総伝熱面積Ａは、異常発生時に、炉心２で発生する崩壊熱を除去することができるように適切な値に設計される。
【００５７】
非常用復水器４における熱通過率ｈ（Ｗ／ｍ２Ｋ）は、以下の式（２）で概略的に評価することができる。
ｈ＝（１／ｈｉｎ＋ｔ／ｋ＋１／ｈｏｕｔ）−１    …（２）
【００５８】
ここで、ｈｉｎは、非常用復水器４の伝熱管内側（蒸気側）の熱伝達率（Ｗ／ｍ２Ｋ）を表している。また、ｔは、非常用復水器４の伝熱管の肉厚（ｍ）を表している。また、ｋは、非常用復水器４の伝熱管に用いる材料の熱伝導率（Ｗ／ｍＫ）を表している。また、ｈｏｕｔは、非常用復水器４の伝熱管外側（空気もしくは冷却水側）の熱伝達率（Ｗ／ｍ２Ｋ）を表している。なお、ｔとｋは、非常用復水器４の設計パラメータであり、通常、ｋ／ｔがｈｉｎやｈｏｕｔと同程度以下となるように設計される。
【００５９】
ところで、比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９（図１３参照）は、常に、収納プール５に低温の冷却水（収納プール水１７）を貯留しており、通常運転時において、非常用復水器４を浸漬（水没）した状態で待機している。前記したｈｉｎは、純粋な蒸気の凝縮熱伝達率であり、通常、１００００（Ｗ／ｍ２Ｋ）程度の大きな値となる。また、比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９では、前記したｈｏｕｔは、冷却水（収納プール水１７）の沸騰熱伝達率に相当するものであり、例えば５０００（Ｗ／ｍ２Ｋ）程度の大きな値となる。このような比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９では、ｈｉｎ、ｋ／ｔ、ｈｏｕｔのいずれの値も大きくなる傾向にあるため、一般に非常用復水器４における熱通過率ｈが２０００（Ｗ／ｍ２Ｋ）程度の大きな値となる。
【００６０】
しかしながら、このような値の大きな熱通過率ｈは、異常発生時に炉心２で発生する崩壊熱の除去に適しているものの、通常運転時に発電ロスを増加させてしまうため、通常運転時の値としては好ましくない。比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９では、起動弁１８を用いて発電ロスを低減している。
【００６１】
本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１は、通常運転時に、冷却水（収納プール水１７）の中に非常用復水器４を浸漬せずに空気中に露出させた状態で待機している。一般に、空気は断熱性能が高い。そのため、空気の自然対流熱伝達率は、例えば５（Ｗ／ｍ２Ｋ）程度の非常に小さい値となる。
【００６２】
前記した式（２）によれば、非常用復水器４における熱通過率ｈの計算では、ｈｉｎ、ｋ／ｔ、ｈｏｕｔのうち、最も小さいものが支配的となる。そのため、本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１では、通常運転時に、非常用復水器４における熱通過率ｈが、例えば５（Ｗ／ｍ２Ｋ）程度の非常に小さい値になる。
【００６３】
また、前記した式（１）から、通常運転時の発電ロスである非常用復水器４における除熱量Ｑ（Ｗ）は、熱通過率ｈに比例する。そのため、本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１は、比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９に対して、通常運転時の発電ロスを５／２０００、すなわち、１／４００程度の十分に小さな値に低減することができる。
【００６４】
このような本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１は、通常運転時に、空気中に非常用復水器４を露出させることにより、非常用復水器４での蒸気に対する除熱処理を常に起動させた状態であるにも関わらず、通常運転時の発電ロスを最小限に留めることができる。
【００６５】
また、前記した式（１）から分かるように、通常運転時の発電ロスである非常用復水器４における除熱量Ｑ（Ｗ）は、非常用復水器４の伝熱管内を流れる蒸気と収納プール５の流体（通常運転時は空気）との温度差ΔＴにも比例する。そこで、本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１は、断熱材１０で収納プール５の周囲を覆う構造になっている。これにより、本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１は、非常用復水器４からの放熱によって加熱された空気から外界への熱逃げ（空気の温度減少）を抑制することで、前記したΔＴを減少させて、更なる発電ロスの低減を実現することができる。
【００６６】
（異常発生時の動作についての補足）
ここで、異常発生時の本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１の動作について、比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９（図１３参照）と比較しながら、説明を補足する。
【００６７】
異常発生時において、原子力発電プラントは、制御棒（図示せず）を炉心２に挿入（スクラム）することで原子炉を停止させ、主蒸気隔離弁（図示せず）を閉じて原子炉圧力容器１をタービン（図示せず）側から隔離する。
【００６８】
原子炉圧力容器１をタービン側から隔離した後も炉心２で発生する崩壊熱によって蒸気が継続して発生するため、原子炉圧力容器１の圧力が上昇する。そこで、原子力発電プラントは、ばね弁で構成された主蒸気逃がし安全弁（図示せず）を自動的に開いて、蒸気を原子炉圧力容器１の外部に放出する。これにより、原子力発電プラントは、原子炉圧力容器１の圧力上昇を抑制することができる。
【００６９】
しかしながら、主蒸気逃がし安全弁を介して蒸気を原子炉圧力容器１の外部に放出すると、原子炉圧力容器１内の水位３が低下する。この状態を放置すると、炉心２が水面上に露出して、燃料集合体が破損する可能性がある。
【００７０】
そこで、本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１は、異常発生時に、通常運転の圧力範囲を逸脱する原子炉圧力容器１の圧力上昇が発生すると、自動開放注水弁１５を自動的に開いて、水プール１１から収納プール５に冷却水を自動的に供給する。これにより、本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１は、冷却水（収納プール水１７）の中に非常用復水器４を部分的に浸漬させる。
【００７１】
なお、主蒸気逃がし安全弁の開設定圧は、通常運転時の誤開放を回避するために、定格圧力より十分高い値に設定されている。そこで、自動開放注水弁１５の開設定圧を、定格圧力よりも高く、かつ主蒸気逃がし安全弁の開設定圧よりも低く設定する。これにより、本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１は、主蒸気逃がし安全弁が開いて原子炉圧力容器１から蒸気が外部に流出する前に、原子炉圧力容器１の圧力上昇を受けて自動開放注水弁１５を開くことができる。本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１は、自動開放注水弁１５を開くことで、水プール１１から収納プール５に冷却水（貯留水１２）を供給して、冷却水（収納プール水１７）の中に非常用復水器４を部分的に浸漬させることができる。
【００７２】
冷却水（収納プール水１７）の中に非常用復水器４を部分的に浸漬させることで、前記したｈｏｕｔ（非常用復水器４の伝熱管外側の熱伝達率）の水没領域の値が空冷状態（例えば５（Ｗ／ｍ２Ｋ）程度）から水冷状態（例えば５０００（Ｗ／ｍ２Ｋ）程度）に移行する。その結果、非常用復水器４の伝熱管の水没領域の熱通過率ｈが上昇して、非常用復水器４における除熱量Ｑ（Ｗ）が上昇する。これにより、原子炉圧力容器１で発生した蒸気を効果的に凝縮することができるようになる。
【００７３】
これにより、本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１は、主蒸気逃がし安全弁を介した原子炉圧力容器１からの蒸気流出を防止しつつ、非常用復水器４の伝熱管部で蒸気を凝縮することで、原子炉圧力容器１内の水位３を、炉心２の上端より高い位置に維持することができる。
【００７４】
このような状態が継続し、非常用復水器４による蒸気凝縮が進むにつれて、原子炉圧力容器１の圧力が低下する。これにより、原子炉圧力容器１の高圧を受けて開いていた自動開放注水弁１５が再度閉止する。本実施形態では、炉心２で発生する崩壊熱と釣り合うように、自動開放注水弁１５が開閉を繰り返すことで、収納プール水１７の水位は、非常用復水器４における除熱量Ｑ（Ｗ）が炉心２の崩壊熱で発生する蒸気量とほぼ釣り合う高さに自動的に調整される。そのため、非常用復水器４の伝熱管水没領域（除熱に係る有効伝熱面積）が自動的に調整され、原子炉圧力容器１の急激な減圧を防止し、原子炉圧力容器１の圧力を、自動開放注水弁１５の開設定圧付近でほぼ一定に保つことができる。
【００７５】
なお、炉心２の除熱に関して、一般に、原子炉圧力容器１への過度な熱荷重を防止するために、原子炉圧力容器１の減圧に伴う冷却水の飽和温度の減少速度を５５（℃／ｈｒ）（制限値）以下に抑えることが望ましいとされている。
【００７６】
比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９は、スクラム停止直後の比較的大きな崩壊熱を除去することができるように設計されているため、起動弁１８を開いて非常用復水器４での蒸気に対する除熱処理を起動すると、ある程度時間が経過して崩壊熱が低下した後は、非常用復水器４の伝熱管部での蒸気凝縮量が過剰となる可能性がある。その結果、比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９では、原子炉圧力容器１の減圧に伴う冷却水の飽和温度の減少速度が前記した制限値を超える可能性がある。これを回避するには、運転員による起動弁１８の手動開閉による減圧速度調整等が必要となる。
【００７７】
これに対して、本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１は、通常運転の圧力範囲を逸脱する原子炉圧力容器１の圧力上昇に応じて、自動開放注水弁１５を自動的に開く構成になっている。その際に、図２に示すように、収納プール水１７の水位は、非常用復水器４における除熱量が炉心２の崩壊熱で発生する蒸気の受熱量とほぼ釣り合う水位に自動的に調整される。そのため、本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ１では、運転員による起動弁１８の手動開閉による減圧速度調整等は不要となる。
【００７８】
以上の通り、本実施形態１に係る非常用復水器システムＳＹＳ１によれば、直流電源が喪失した場合であっても炉心２を除熱することができる。
【００７９】
［実施形態２］
実施形態１に係る非常用復水器システムＳＹＳ１（図１参照）は、異常発生時に、自動開放注水弁１５を繰り返し開閉させることで、原子炉圧力容器１の急速な減圧を防止し、原子炉圧力容器１への過度な熱荷重を防止することができる。これに対して、本実施形態２では、自動開放注水弁１５を繰り返し開閉しない構成の非常用復水器システムＳＹＳ２を提供する。
【００８０】
以下、図４及び図５を参照して、本実施形態２に係る非常用復水器システムＳＹＳ２の構成について説明する。図４及び図５は、それぞれ、本実施形態２に係る非常用復水器システムＳＹＳ２の模式的な構成を示すシステム系統図である。図４は、自動開放注水弁１５が閉状態の構成を示している。図５は、自動開放注水弁１５が開状態の構成を示している。
【００８１】
本実施形態２に係る非常用復水器システムＳＹＳ２は、実施形態１に係る非常用復水器システムＳＹＳ１（図１参照）と比較すると、圧力伝達配管１６の経路上に、２つの逆止弁１９Ａ，１９Ｂを備えている点で相違している。
【００８２】
圧力伝達配管１６について、逆止弁１９Ａよりも上流側の区間１６Ａと、逆止弁１９Ａと逆止弁１９Ｂとの間の区間１６Ｂと、逆止弁１９Ｂよりも下流側の区間１６Ｃと、に区別して説明する。
【００８３】
本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ２は、区間１６Ｂと区間１６Ｃに窒素ガスを予め充填しておき、原子炉圧力容器１の高圧時に、区間１６Ｂに充填された窒素ガスを区間１６Ｃに押し込む構成になっている。
【００８４】
逆止弁１９Ａは、区間１６Ｂの窒素ガスが区間１６Ａに逆流して非常用復水器システムＳＹＳ２の除熱性能や原子炉の健全性を損なうことがないようにするために設けられている。また、逆止弁１９Ｂは、区間１６Ｃに押し込まれた窒素ガスの圧力を高圧状態に維持するために設けられている。
【００８５】
以下、本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ２の動作について説明する。
本実施形態２に係る非常用復水器システムＳＹＳ２は、通常運転時に、自動開放注水弁１５を閉じており、実施形態１に係る非常用復水器システムＳＹＳ１と同様に動作する（図４参照）。
【００８６】
一方、本実施形態２に係る非常用復水器システムＳＹＳ２は、異常発生時に、以下のように動作する（図５参照）。すなわち、図５に示すように、非常用復水器システムＳＹＳ２は、異常発生時に、通常運転の圧力範囲を逸脱する原子炉圧力容器１の圧力上昇が発生すると、自動開放注水弁１５を自動的に開いて、水プール１１から収納プール５に冷却水を自動的に供給する。このとき、本実施形態２に係る非常用復水器システムＳＹＳ２は、圧力伝達配管１６の経路上に逆止弁１９Ａ，１９Ｂが配置されているため、自動開放注水弁１５を開状態に維持する。これにより、非常用復水器システムＳＹＳ２は、冷却水（収納プール水１７）の中に非常用復水器４を完全に浸漬（水没）させることができる。
【００８７】
なお、自動開放注水弁１５を開状態に維持する動作は、以下のようにして実現される。
非常用復水器システムＳＹＳ２は、原子炉圧力容器１の圧力が上昇すると、逆止弁１９Ａを介して、圧力伝達配管１６の区間１６Ａ側から区間１６Ｂ側に蒸気を流入させる。区間１６Ｂに流入した蒸気は、区間１６Ｂに充填された窒素を区間１６Ｃに押し込む。区間１６Ｃに押し込まれた窒素ガスは高圧状態となるため、自動開放注水弁１５が開かれる。その結果、非常用復水器システムＳＹＳ２は、注水配管１４を介して水プール１１から収納プール５に冷却水を供給して、冷却水（収納プール水１７）の中に非常用復水器４を浸漬させる。非常用復水器システムＳＹＳ２は、冷却水（収納プール水１７）の中に非常用復水器４を浸漬させた状態で、蒸気引き込み配管６を介して原子炉圧力容器１から非常用復水器４に蒸気を導く。そして、非常用復水器システムＳＹＳ２は、非常用復水器４の伝熱管で蒸気を冷却し凝縮させて水に戻し、凝縮水戻り配管７を介して凝縮水を原子炉圧力容器１に戻す。これにより、非常用復水器システムＳＹＳ２は、炉心２を除熱する。
【００８８】
その後、非常用復水器４による蒸気の凝縮が進むにつれて、原子炉圧力容器１の圧力が低下する。このとき、実施形態１に係る非常用復水器システムＳＹＳ１は、原子炉圧力容器１の圧力の低下に応じて自動開放注水弁１５が自動的に閉止する。これに対して、本実施形態２に係る非常用復水器システムＳＹＳ２は、区間１６Ｃに押し込まれた窒素ガスの圧力が逆止弁１９Ｂで保持されるため、原子炉圧力容器１の圧力が低下した後も、自動開放注水弁１５を開状態に維持する。これにより、非常用復水器システムＳＹＳ２は、注水配管１４を介して水プール１１から収納プール５に冷却水を供給し続ける。その結果、図５に示すように、水プール１１の貯留水１２の水位と収納プール５の収納プール水１７の水位が同じ高さになるまで、冷却水が水プール１１から収納プール５に流入する。そのため、非常用復水器システムＳＹＳ２は、冷却水（収納プール水１７）の中に非常用復水器４を完全に浸漬（水没）させることができる。
【００８９】
実施形態１に係る非常用復水器システムＳＹＳ１は、非常用復水器４が冷却水（収納プール水１７）の中に完全に浸漬（水没）していないため、非常用復水器４の除熱量を最大化できないが、原子炉圧力容器１の減圧速度が緩やかであり、原子炉圧力容器１にかかる過度な熱荷重を防止することができる。これに対して、本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ２は、非常用復水器４が冷却水（収納プール水１７）の中に完全に浸漬（水没）しているため、非常用復水器４の除熱量を最大化することができる。このような非常用復水器システムＳＹＳ２は、飽和温度の減少速度の制限値を満足することが難しくなる反面、原子炉圧力容器１の圧力を速やかに下げることができるため、例えば消防車等からの原子炉圧力容器１への低圧注水を速やかに行うことができる。これにより、非常用復水器システムＳＹＳ２は、炉心２を除熱して、異常事態を速やかに終息することができる。
【００９０】
非常用復水器システムＳＹＳ２は、原子炉圧力容器１の圧力が低下しても、区間１６Ｃに押し込まれた窒素ガスの圧力を逆止弁１９Ｂで保持できるため、自動開放注水弁１５が意図せずに閉じてしまうことを防止することができる。これにより、非常用復水器システムＳＹＳ２は、冷却水（収納プール水１７）の中に非常用復水器４を完全に浸漬（水没）させることができる。このような非常用復水器システムＳＹＳ２は、原子炉圧力容器１の圧力を速やかに下げることで、消防車等からの原子炉圧力容器１への低圧注水（アクシデントマネジメント）を速やかに行う必要がある場合に特に有効である。
【００９１】
また、原子力発電プラントは、実施形態１に係る非常用復水器システムＳＹＳ１と本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ２とを併用した構成にすることができる。
【００９２】
この構成の原子力発電プラントは、好ましくは、非常用復水器システムＳＹＳ１の自動開放注水弁１５と非常用復水器システムＳＹＳ２の自動開放注水弁１５とで開放させるための圧力設定値（開設定圧値）を異なる値に設定しておくとよい。例えば、開設定圧値について、非常用復水器システムＳＹＳ１の自動開放注水弁１５の値よりも非常用復水器システムＳＹＳ２の自動開放注水弁１５の値を高く設定しておくものとする。これにより、この構成の原子力発電プラントは、まず、自動開放注水弁１５の開設定圧値の低い非常用復水器システムＳＹＳ１を用いて、炉心２を除熱する。これにより、この構成の原子力発電プラントは、原子炉圧力容器１への過度な熱荷重の発生を防止しつつ原子炉圧力容器１の圧力を一定に維持して炉心損傷の発生を防止する。その後、万が一、適切な対策を講じることができずに、非常用復水器システムＳＹＳ１の収納プール５と水プール１１の全ての冷却水量が不足して、原子炉圧力容器１の圧力が再度上昇を始めたとする。この場合に、この構成の原子力発電プラントは、自動開放注水弁１５の開設定圧値の高い非常用復水器システムＳＹＳ２を用いて、原子炉圧力容器１を減圧する。これにより、この構成の原子力発電プラントは、万が一、非常用復水器システムＳＹＳ１を用いて事象を終息できなかった場合でも、消防車等からの低圧注水（アクシデントマネジメント）を容易に行うことができる。これにより、この構成の原子力発電プラントは、炉心２を除熱して、異常事態を容易に終息させることができる。
【００９３】
また、この構成の原子力発電プラントは、非常用復水器システムＳＹＳ１と非常用復水器システムＳＹＳ２とで水プール１１の冷却水（貯留水１２）の水量を異なる量にしてもよい。これにより、この構成の原子力発電プラントは、非常用復水器システムＳＹＳ１による炉心損傷防止期間と非常用復水器システムＳＹＳ２による炉心損傷防止期間とを各々適切に設計することができる。
【００９４】
以上の通り、本実施形態２に係る非常用復水器システムＳＹＳ２によれば、実施形態１に係る非常用復水器システムＳＹＳ１と同様に、直流電源が喪失した場合であっても炉心２を除熱することができる。
しかも、本実施形態２に係る非常用復水器システムＳＹＳ２によれば、冷却水（収納プール水１７）の中に非常用復水器４を完全に浸漬（水没）させることができる。そのため、実施形態１に係る非常用復水器システムＳＹＳ１よりも非常用復水器４の除熱量を向上させることができる。
【００９５】
［実施形態３］
実施形態２に係る非常用復水器システムＳＹＳ２（図４参照）は、蒸気引き込み配管６と自動開放注水弁１５との間に圧力伝達配管１６を配置している構成になっている。これに対して、本実施形態３では、凝縮水戻り配管７と自動開放注水弁１５との間に圧力伝達配管１６を配置した非常用復水器システムＳＹＳ３を提供する。
【００９６】
以下、図６を参照して、本実施形態３に係る非常用復水器システムＳＹＳ３の構成について説明する。図６は、本実施形態３に係る非常用復水器システムＳＹＳ３の模式的な構成を示すシステム系統図である。図６は、自動開放注水弁１５が閉状態の構成を示している。
【００９７】
図６に示すように、本実施形態３に係る非常用復水器システムＳＹＳ３は、実施形態２に係る非常用復水器システムＳＹＳ２（図４参照）と比較すると、以下の点で相違している。
【００９８】
（１）実施形態２に係る非常用復水器システムＳＹＳ２（図４参照）は、蒸気引き込み配管６と自動開放注水弁１５との間に圧力伝達配管１６を配置している。これに対して、本実施形態３に係る非常用復水器システムＳＹＳ３は、凝縮水戻り配管７と自動開放注水弁１５との間に圧力伝達配管１６を配置している。したがって、本実施形態では、圧力伝達配管１６の一端が凝縮水戻り配管７における隔離弁８と非常用復水器４との間に接続されているとともに、圧力伝達配管１６の他端が自動開放注水弁１５に接続されている。
【００９９】
（２）実施形態２に係る非常用復水器システムＳＹＳ２（図４参照）は、圧力伝達配管１６の経路上に２つの逆止弁１９Ａ，１９Ｂ（図４参照）を備えている。これに対して、本実施形態３に係る非常用復水器システムＳＹＳ３は、逆止弁１９Ａ（図４参照）が削除され、圧力伝達配管１６の経路上に逆止弁１９Ｂのみを備えている。また、本実施形態３に係る非常用復水器システムＳＹＳ３は、逆止弁１９Ｂよりも上流側を区間１６Ｂとし、逆止弁１９Ｂよりも下流側を区間１６Ｃとしている。
【０１００】
このような本実施形態３に係る非常用復水器システムＳＹＳ３は、実施形態２に係る非常用復水器システムＳＹＳ２（図４参照）と同様に動作する。
【０１０１】
なお、実施形態２に係る非常用復水器システムＳＹＳ２では、自動開放注水弁１５が意図せずに閉じてしまうことを防止するために、窒素ガス等の非凝縮性ガスが圧力伝達配管１６に充填されていた。
【０１０２】
これに対して、本実施形態３に係る非常用復水器システムＳＹＳ３は、凝縮水戻り配管７の水圧を用いて自動開放注水弁１５を開くことができる。このような非常用復水器システムＳＹＳ３は、熱逃げに伴う凝縮によって体積が著しく減少する蒸気とは異なり、体積変化が無視できる凝縮水を用いて自動開放注水弁１５が意図せずに閉じてしまうことを防止することから、窒素ガス等の非凝縮性ガスを圧力伝達配管１６に充填する必要がない。そのため、非常用復水器システムＳＹＳ３では、非常用復水器システムＳＹＳ２で非常用復水器システムへの窒素の逆流を防止するために設置していた逆止弁１９Ａが不要となる。
【０１０３】
以上のように、本実施形態３に係る非常用復水器システムＳＹＳ３によれば、他の実施形態１と同様に、直流電源が喪失した場合であっても炉心２を除熱することができる。
しかも、本実施形態３に係る非常用復水器システムＳＹＳ３によれば、実施形態２に係る非常用復水器システムＳＹＳ２と同様に、冷却水（収納プール水１７）の中に非常用復水器４を完全に浸漬（水没）させることができる。そのため、実施形態２同様、実施形態１に係る非常用復水器システムＳＹＳ１よりも非常用復水器４の除熱量を向上させることができる。
【０１０４】
［実施形態４］
本実施形態４では、収納プール５の中にホウ酸水タンク２０を備える非常用復水器システムＳＹＳ４を提供する。
【０１０５】
以下、図７を参照して、本実施形態４に係る非常用復水器システムＳＹＳ４の構成について説明する。図７は、本実施形態４に係る非常用復水器システムＳＹＳ４の模式的な構成を示すシステム系統図である。図７は、自動開放注水弁１５が閉状態の構成を示している。
【０１０６】
図７に示すように、本実施形態４に係る非常用復水器システムＳＹＳ４は、実施形態１に係る非常用復水器システムＳＹＳ１（図１参照）と比較すると、収納プール５がホウ酸水を貯留するホウ酸水タンク２０を内包している点で相違している。
【０１０７】
収納プール５は、断熱材１０で周囲を覆われている。収納プール５の内部には、非常用復水器４よりも上方の位置（気相部）に、ホウ酸水注入系のホウ酸水タンク２０が配置されている。ホウ酸水タンク２０は、ホウ酸水注水配管２１で原子炉圧力容器１と接続されている。
【０１０８】
ホウ酸水注入系は、制御棒が動作せず、制御棒によって炉心２を未臨界状態に移行できない場合に、ホウ酸水タンク２０内のホウ酸水２２をホウ酸水注水配管２１から炉心２に注入する。これにより、炉心２を未臨界に移行し、かつその状態を維持して、炉心損傷を防止することができる。なお、現行の原子力発電プラントでは、冬場の温度低下によるホウ酸水の凍結やホウ酸水からのホウ酸の析出を防止するために、ホウ酸水タンクにヒータや攪拌機を備えている。
【０１０９】
非常用復水器システムＳＹＳ４は、断熱材１０で収納プール５を覆うことにより、通常運転時、非常用復水器４からの放熱によって加熱された空気からの熱逃げ（温度減少）を抑制することができる。そのため、通常運転時の収納プール５の空気温度が高温状態に維持されることから、収納プール５内にホウ酸水タンク２０を設置すれば、ホウ酸水２２の温度低下の懸念がなくなり、ホウ酸水タンク２０からヒータや攪拌機を削除することができる。
【０１１０】
本実施形態では、ホウ酸水注入系がホウ酸水タンク２０を予め加圧しておく蓄圧注入タイプのものになっている。本実施形態のように、高温環境下に蓄圧式のホウ酸水タンク２０を設置すれば、温度低下に伴う圧力の減少や、圧力の減少に伴うホウ酸水２２の注入性能の低下を軽減することができる。
【０１１１】
なお、ホウ酸水注入系としては、現行の原子力発電プラントに使用されているような、ポンプ式の注入設備を用いることもできる。
【０１１２】
［実施形態５］
本実施形態５では、収納プール５の上方に煙突として機能する長尺チムニ２３を備える非常用復水器システムＳＹＳ５を提供する。
【０１１３】
以下、本実施形態５に係る非常用復水器システムＳＹＳ５を、図８を用いて説明する。図８は、本実施形態５に係る非常用復水器システムＳＹＳ５の模式的な構成を示すシステム系統図である。図８は、自動開放注水弁１５が閉状態の構成を示している。
【０１１４】
図８に示すように、本実施形態５に係る非常用復水器システムＳＹＳ５は、実施形態１に係る非常用復水器システムＳＹＳ１（図１参照）と比較すると、以下の点で相違している。
【０１１５】
（１）実施形態１に係る非常用復水器システムＳＹＳ１（図１参照）は、断熱材１０で覆われた収納プール５の上部空間を閉止している。これに対して、本実施形態５に係る非常用復水器システムＳＹＳ５は、断熱材１０で覆われた収納プール５の上部空間を開放するとともに、鉛直方向に延びるように立設された長尺チムニ２３を収納プール５の周囲に設けている。
【０１１６】
（２）本実施形態５に係る非常用復水器システムＳＹＳ５は、長尺チムニ２３に冷却用の空気を送り込むための空気取り込み配管２４と、空気取り込み配管２４の経路上に配置され、異常発生時に自動もしくは運転員が手動で開くことができる起動弁２５と、を備えている。
【０１１７】
空気取り込み配管２４の空気の取り込み口は、水プール１１の貯留水１２の水位（水面）よりも高所に配置されている。すなわち、空気取り込み配管２４は、水プール１１の貯留水１２の水位（水面）よりも上方で開口している。これにより、非常用復水器システムＳＹＳ５は、自動開放注水弁１５が開いて、水プール１１から収納プール５に冷却水が流入したときに、空気取り込み配管２４を介して冷却水が外部に流出することを防止できる。
【０１１８】
また、空気取り込み配管２４は、非常用復水器４の下端近傍で収納プール５に接続されている。空気取り込み配管２４の収納プール５との接続口は、好ましくは、非常用復水器４の伝熱管の下端よりもやや下方に設置されているとよい。これにより、非常用復水器システムＳＹＳ５は、空気取り込み配管２４を介して流入する低温空気を、非常用復水器４の伝熱管の周囲で下から上に向けてスムーズに流動させることができる。そのため、非常用復水器システムＳＹＳ５は、除熱性能を向上させることができる。
【０１１９】
以下、通常運転時の非常用復水器システムＳＹＳ５の動作について説明する。
前記した通り、通常運転時において、非常用復水器４からの熱逃げ（温度減少）は発電ロスと等価になっている。そのため、非常用復水器４からの熱逃げ（温度減少）は可能な限り低減することが好ましい。
【０１２０】
本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ５は、比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９（図１３参照）と異なり、起動弁１８を備えていないため、常に起動状態となっている。非常用復水器システムＳＹＳ５は、空気取り込み配管２４の経路上に配置した起動弁２５を常に閉状態にしている。このような非常用復水器システムＳＹＳ５では、通常運転時に、非常用復水器４からの放熱によって加熱された比較的高温の空気が自らの浮力によって非常用復水器４から長尺チムニ２３の方向に上昇しようとする。その際に、収納プール５の上部空間から低温空気が長尺チムニ２３の内部に取り込まれて長尺チムニ２３の下方向に引き込まれる。これにより、長尺チムニ２３の内部では、低温空気と高温空気との間で対向流が発生して、高温空気のスムーズな上昇流の発生を阻害する。このような非常用復水器システムＳＹＳ５は、通常運転時に、非常用復水器４からの熱逃げ（温度減少）を軽減することができる。
【０１２１】
以下、異常発生時の非常用復水器システムＳＹＳ５の動作について説明する。
異常発生時において、原子力発電プラントは、制御棒（図示せず）を炉心２に挿入（スクラム）することで原子炉を停止させ、主蒸気隔離弁（図示せず）を閉じて原子炉圧力容器１をタービン（図示せず）側から隔離する。その後、炉心２で発生する崩壊熱によって蒸気が継続して原子炉圧力容器１内で発生するため、原子炉圧力容器１の圧力が上昇する。非常用復水器システムＳＹＳ５は、通常運転の圧力範囲を逸脱する原子炉圧力容器１の圧力上昇に応じて、自動開放注水弁１５を自動的に開く。これにより、非常用復水器システムＳＹＳ５は、水プール１１から収納プール５に冷却水（貯留水１２）を供給して、非常用復水器４を浸漬（水没）させる。
【０１２２】
その後、万が一、事象終息に係る適切な対策を講じることができずに、収納プール５と水プール１１の全ての冷却水が枯渇すると、非常用復水器４は蒸気に対する除熱機能を喪失する。しかしながら、非常用復水器システムＳＹＳ５は、運転員が起動弁２５を手動で開くことで、空気取り込み配管２４を介して外界の比較的低温の空気を収納プール５に取り込み、低温空気を非常用復水器４の下方から供給することができる。
【０１２３】
非常用復水器４の下方から供給された低温空気は、非常用復水器４からの放熱によって加熱されて、密度差による浮力を受けて長尺チムニ２３の内部を鉛直上方向に吹き上がる。このとき、通常運転時とは異なり、空気取り込み配管２４から低温空気が長尺チムニ２３の内部に取り込まれて非常用復水器４の下方に供給される。その際に、長尺チムニ２３の内部で対向流が発生しないため、非常用復水器システムＳＹＳ５は、高温空気のスムーズな上昇流を発生させることができる。したがって、非常用復水器システムＳＹＳ５は、通常運転時に比べて、非常用復水器４の除熱性能を大幅に向上させることができる。そのため、非常用復水器システムＳＹＳ５は、収納プール５と水プール１１の全ての冷却水が枯渇した場合であっても、非常用復水器４の蒸気に対する除熱機能の喪失を防止することができる。
【０１２４】
なお、一般に空気は断熱性能が高いため、除熱媒体として適さない。しかしながら、非常用復水器システムＳＹＳ５は、長尺チムニ２３で高温空気のスムーズな上昇流を発生させることで、空気の自然循環力を高めることができる。その結果、非常用復水器システムＳＹＳ５は、非常用復水器４の除熱性能を向上することができる。
【０１２５】
また、本実施形態では、収納プール５と水プール１１の全ての冷却水が枯渇した後の除熱を想定している。冷却水が枯渇する頃には、炉心２で発生する崩壊熱が大幅に低減している。そのため、非常用復水器システムＳＹＳ５において、十分な水量の冷却水と十分に長い長尺チムニ２３とを備えることで、最終ヒートシンクを低温空気（大気）とする無限時間冷却システムを実現できる可能性がある。
【０１２６】
なお、本実施形態では、運転員が起動弁２５を手動で開く場合を想定して説明した。しかしながら、起動弁２５は、自動開放注水弁１５と同様に、原子炉圧力容器１の圧力で自動的に開く弁装置であってもよい。この構成の場合に、非常用復水器システムＳＹＳ５は、自動開放注水弁１５と起動弁２５とで、開放させるための圧力設定値（開設定圧値）を異なる値に設定しておくとよい。例えば、開設定圧値について、自動開放注水弁１５の値よりも起動弁２５の値を高く設定しておくものとする。これにより、この構成の非常用復水器システムＳＹＳ５は、通常運転時に、起動弁２５が誤開放することで、発電ロスが増大することを防止することができる。
【０１２７】
［実施形態６］
本実施形態６では、直流電源が喪失した場合に大気圧よりも高い圧力の気体を自動開放注水弁１５に導く電磁弁３１を備える非常用復水器システムＳＹＳ６を提供する。
【０１２８】
以下、本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ６を、図９及び図１０を用いて説明する。図９及び図１０は、それぞれ、本実施形態６に係る非常用復水器システムＳＹＳ６の模式的な構成を示すシステム系統図である。図９は、自動開放注水弁１５が閉状態の構成を示している。図１０は、自動開放注水弁１５が開状態の構成を示している。
【０１２９】
図９及び図１０に示すように、本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ６は、実施形態１に係る非常用復水器システムＳＹＳ１（図１参照）と比較すると、以下の点で相違している。
（１）圧力伝達配管１６の代わりに、電磁弁３１と高圧窒素タンク３２とを備える点。
（２）自動開放注水弁１５が、大気圧よりも高い圧力を高圧窒素タンク３２から受けることで、自動的に開く構成になっている点。
【０１３０】
電磁弁３１は、大気圧の空気を自動開放注水弁１５に導くルートと高圧窒素タンク３２に貯留された窒素ガスを自動開放注水弁１５に導くルートとを切り替える弁である。
高圧窒素タンク３２は、窒素を貯留するタンクである。窒素には大気圧よりも高い圧力がかけられている。
【０１３１】
図９に示すように、電磁弁３１は、通常運転時に、直流電源を給電しておくことで、大気圧の空気を自動開放注水弁１５に導く（矢印Ａ６１参照）。自動開放注水弁１５を開放させるための圧力設定値（開設定圧値）は、大気圧よりも高い値に設定されている。そのため、自動開放注水弁１５は、閉状態となる。したがって、このとき、非常用復水器システムＳＹＳ６は、水プール１１から収納プール５に冷却水を供給しない。
【０１３２】
また、図１０に示すように、電磁弁３１は、異常発生時に、万が一、直流電源が喪失した場合には、電磁弁３１が切り替わり、高圧窒素タンク３２に貯留された窒素ガスを自動開放注水弁１５に導く（矢印Ａ６２参照）。窒素ガスの圧力は、自動開放注水弁１５を開放させるための圧力設定値（開設定圧値）よりも高い値に設定されている。そのため、自動開放注水弁１５は開状態となる。これにより、非常用復水器システムＳＹＳ６は、万が一、直流電源が喪失したとしても、水プール１１から収納プール５に冷却水を供給することができる。
【０１３３】
なお、異常発生時において、直流電源が喪失しない場合は、直流電源を用いて、原子炉圧力容器１の圧力や水位を計測して圧力高や水位低等の信号を発生させ、当該信号をトリガとして電磁弁３１への直流電源の給電を断つことで、高圧窒素タンク３２に貯留された窒素ガスを自動開放注水弁１５に導き、自動開放注水弁１５を開くことが可能である。以上より、本実施形態に係る非常用復水器システムＳＹＳ６は、直流電源喪失の有無によらず、非常用復水器４を水没させることができ、炉心２から発生する崩壊熱を除去し続けることができる。
【０１３４】
（実施形態の変形例）
以上にて説明した非常用復水器システムＳＹＳ１〜ＳＹＳ６は、前記した実施形態に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、前記した実施形態は、本発明を分かり易く説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、実施形態の構成の一部を他の構成に置き換えることが可能であり、また、実施形態の構成に他の構成を加えることも可能である。また、各構成の一部について、他の構成の追加・削除・置換をすることが可能である。
【０１３５】
（非常用復水器の伝熱管の変形例）
例えば、前記した実施形態では、非常用復水器４は、伝熱管が垂直方向に配置された縦置き型の構成になっている。しかしながら、本発明はこれに限るものではない。例えば、非常用復水器４は、伝熱管が水平方向に配置されるＵ字管式の横置き型の構成であってもよい。
【０１３６】
（低温熱利用システム利用の変形例）
例えば、非常用復水器システムＳＹＳ５以外の前記した実施形態は、温室等の低温熱利用システムと組み合わせた構成にすることができる。この構成の非常用復水器システムは、例えば、通常運転時において、非常用復水器４からの放熱によって加熱された高温空気を低温熱利用システムに供給するための熱利用配管と、熱利用配管を介して加熱空気を低温熱利用システムに輸送するためのブロアと、を備える構成となる。なお、熱利用配管は、収納プール５と外部の温室等の低温熱利用システムとの間に配置される。ブロアは、熱利用配管の経路上に配置される。この構成の非常用復水器システムは、ブロア等を用いて収納プール５から高温空気を引き出して低温熱利用システムに供給することで、通常運転時に発生する発電ロス（熱損失）をエネルギー資源として有効に活用することができる。
【０１３７】
（自動開放注水弁の変形例）
例えば、図３Ａ及び図３Ｂに示す自動開放注水弁１５は、図１１Ａ及び図１１Ｂに示す自動開放注水弁１５ａのように変形することができる。図１１Ａ及び図１１Ｂは、それぞれ、変形例に係る自動開放注水弁１５ａの模式的な構造を示す概略図である。
【０１３８】
図１１Ａは、原子炉圧力容器１が低圧であるときの自動開放注水弁１５ａの状態を示している。図１１Ｂは、原子炉圧力容器１が高圧であるときの自動開放注水弁１５ａの状態を示している。
【０１３９】
図１１Ａ及び図１１Ｂに示すように、自動開放注水弁１５ａは、自動開放注水弁１５（図３Ａ及び図３Ｂ参照）と比較すると、以下の点で相違している。
（１）自動開放注水弁１５（図３Ａ及び図３Ｂ参照）は、圧力伝達配管１６の端部が直管状の形状を呈している。これに対して、自動開放注水弁１５ａ（図１１Ａ及び図１１Ｂ参照）は、圧力伝達配管１６の端部がＬ字状の形状を呈している。
（２）自動開放注水弁１５（図３Ａ及び図３Ｂ参照）のピストン２８は、注水配管１４に臨む側の面に一体に形成された軸２８ａを有している。これに対して、自動開放注水弁１５ａ（図１１Ａ及び図１１Ｂ参照）のピストン２８は、注水配管１４に臨む側の面に一体に形成された軸２８ａを有するとともに、その逆側の面に一体に形成された軸２８ｂを有している。
（３）自動開放注水弁１５（図３Ａ及び図３Ｂ参照）は、圧力伝達配管１６の内部にばね２７が配置されている。これに対して、自動開放注水弁１５ａ（図１１Ａ及び図１１Ｂ参照）は、圧力伝達配管１６の外部にばね２７が配置されている。
【０１４０】
なお、自動開放注水弁１５ａ（図１１Ａ及び図１１Ｂ参照）では、ピストン２８の軸２８ａは、注水配管１４の側壁を貫通して圧力伝達配管１６の内部から注水配管１４の内部に延在するように配置されている。一方、ピストン２８の軸２８ｂは、圧力伝達配管１６の側壁を貫通して圧力伝達配管１６の外部から内部に延在するように配置されている。軸２８ｂの端部には、ばね２７の直径よりも大径の大径部２８ｃが設けられている。ばね２７は、圧力伝達配管１６の側壁とピストン２８の大径部２８ｃとの間に配置されている。
【０１４１】
自動開放注水弁１５ａ（図１１Ａ及び図１１Ｂ参照）は、自動開放注水弁１５（図３Ａ及び図３Ｂ参照）と同様に動作する。
【０１４２】
具体的には、図１１Ａに示すように、通常運転時において、原子炉圧力容器１は、定格圧力となる。このとき、原子炉圧力容器１の圧力（矢印Ａ１１参照）は、ばね２７の付勢力よりも小さくなる。そのため、自動開放注水弁１５ａでは、ばね２７の付勢力によってピストン２８が押し下げられる。その結果、弁体２６が閉止（閉弁）状態になる。
【０１４３】
一方、図１１Ｂに示すように、異常発生時において、原子炉圧力容器１の圧力は、定格圧力を超えて上昇する。その結果、通常運転の圧力範囲を逸脱する原子炉圧力容器１の圧力上昇が発生する。このとき、原子炉圧力容器１の圧力（矢印Ａ１２参照）は、ばね２７の付勢力よりも大きくなる。そのため、自動開放注水弁１５ａでは、原子炉圧力容器１の圧力によってピストン２８が押し上げられる。その結果、弁体２６が開放（開弁）状態になる。
【０１４４】
なお、自動開放注水弁１５ａは、圧縮コイルばねを用いたばね弁で構成されている。しかしながら、自動開放注水弁１５ａは、例えば空気ばねや電磁石等の圧縮コイルばね以外の付勢手段を用いた構成であってもよい。同様に、図３Ａ及び図３Ｂに示す自動開放注水弁１５も、例えば空気ばねや電磁石等の圧縮コイルばね以外の付勢手段を用いた構成であってもよい。
【０１４５】
（システムの第１変形例）
例えば、実施形態１に係る非常用復水器システムＳＹＳ１は、図１２に示す変形例に係る非常用復水器システムＳＹＳ１ａのように変形することができる。図１２は、変形例に係る非常用復水器システムＳＹＳ１ａの模式的な構成を示すシステム系統図である。
【０１４６】
図１２に示すように、変形例に係る非常用復水器システムＳＹＳ１ａは、自動開放注水弁１５と並列に、運転員が手動で開くことができる手動注水弁２９を追加したものである。非常用復水器システムＳＹＳ１ａは、注水配管１４における自動開放注水弁１５の前の位置と後の位置とに接続されたバイパス配管３０と、バイパス配管３０の経路上に配置され、運転員が手動で開くことができる手動注水弁２９と、を備えている。
【０１４７】
このような変形例に係る非常用復水器システムＳＹＳ１ａは、万が一、自動開放注水弁１５が開かなかった場合に、運転員が手動注水弁２９を手動で開くことにより、非常用復水器４を強制的に起動することができる。そのため、非常用復水器システムＳＹＳ１ａは、非常用復水器システムＳＹＳ１と比べて、作動信頼性を向上させることができる。また、非常用復水器システムＳＹＳ１では、異常発生時に、自動開放注水弁１５を繰り返し開閉させることで、原子炉圧力容器１の急速な減圧を防止し、原子炉圧力容器１への過度な熱荷重を防止することができる反面、原子炉圧力容器１を減圧して消防車等からの原子炉圧力容器１への低圧注水を速やかに行うことができない。これに対して、非常用復水器システムＳＹＳ１ａでは、手動注水弁２９を開くことで、原子炉圧力容器１を減圧して消防車等からの原子炉圧力容器１への低圧注水を速やかに行うことが可能となる。そのため、非常用復水器システムの運用の自由度を高めることができる。
【０１４８】
なお、実施形態２乃至６のいずれの非常用復水器システムも、自動開放注水弁１５と並列に、運転員が手動で開くことができる手動注水弁２９を追加した構成にしてもよい。
【０１４９】
（システムの第２変形例）
例えば、原子力発電プラントは、比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９と実施形態１に係る非常用復水器システムＳＹＳ１とを併用した構成にすることもできる。
【０１５０】
この構成の原子力発電プラントは、好ましくは、比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９の起動弁１８と実施形態１に係る非常用復水器システムＳＹＳ１の自動開放注水弁１５とで開放させるための圧力設定値（開設定圧値）を異なる値に設定しておくとよい。例えば、開設定圧値について、実施形態１に係る非常用復水器システムＳＹＳ１の自動開放注水弁１５の値を比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９の起動弁１８の値よりも高く設定しておくものとする。この構成の原子力発電プラントは、異常発生時に、もし、直流電源が使用可能な場合は、直流電源を用いて非常用復水器システムＳＹＳ９９の起動弁１８を開くことができる。これにより、この構成の原子力発電プラントは、比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９を用いて炉心２を除熱することができる。さらに、この構成の原子力発電プラントは、比較例の非常用復水器システムＳＹＳ９９の収納プール水１７が枯渇して除熱機能が喪失した場合や、何らかの理由によって直流電源が喪失して非常用復水器システムＳＹＳ９９の起動弁１８を開けられずに非常用復水器システムＳＹＳ９９が起動できなかった場合でも、原子炉圧力容器１の圧力上昇を受けて、実施形態１に係る非常用復水器システムＳＹＳ１の自動開放注水弁１５を自動的に開く。これにより、この構成の原子力発電プラントは、万が一、非常用復水器システムＳＹＳ９９の除熱機能が喪失したとしても、実施形態１に係る非常用復水器システムＳＹＳ１を用いて炉心２を除熱することができる。
【符号の説明】
【０１５１】
１    原子炉圧力容器
２    炉心
３    水位
４    非常用復水器
５    収納プール
６    蒸気引き込み配管
７    凝縮水戻り配管
８    隔離弁
９    大気開放ライン
１０    断熱材
１１    水プール
１２    貯留水
１３    大気開放ライン
１４    注水配管
１４ａ    途中部分
１４ｂ    隔壁
１４ｃ    開口部（弁座）
１５    自動開放注水弁（注水弁）
１６    圧力伝達配管
１６Ａ，１６Ｂ，１６Ｃ    区間
１７    収納プール水
１８    起動弁
１９，１９Ａ，１９Ｂ    逆止弁
２０    ホウ酸水タンク
２１    ホウ酸水注水配管
２２    ホウ酸水
２３    長尺チムニ
２４    空気取り込み配管
２５    起動弁
２６    弁体
２７    ばね
２８    ピストン
２８ａ，２８ｂ    軸
２８ｃ    大径部
２９    手動注水弁
３０    バイパス配管
３１    電磁弁
３２    高圧窒素タンク
ＳＹＳ１，ＳＹＳ２，ＳＹＳ３，ＳＹＳ４，ＳＹＳ５，ＳＹＳ６    非常用復水器システム
【図１】
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【図２】
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【図３Ａ】
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【図３Ｂ】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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【図１１Ａ】
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【図１１Ｂ】
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【図１２】
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【図１３】
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