(57)【要約】【課題】溶融炉心が落下する前に、動力源を必要とすることなく原子炉格納容器内に冷却水を供給することが可能な原子力プラントを提供する。【解決手段】原子炉容器と、前記原子炉容器を収容する原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器における前記原子炉容器の下部に水を供給するための給水配管と、前記給水配管において前記原子炉容器の下方に配置された給水開口を閉塞し前記給水配管の外側からの張力によって前記給水開口から脱離することで前記給水配管を開栓する止水栓構造体と、一端側が前記止水栓構造体に連結された索状体と、前記索状体における前記止水栓構造体とは逆の他端側に吊り下げられた重りと、低融点材料を用いて構成され、前記原子炉容器の外壁に近接する位置に前記索状体の中間部を固定するための索状体固定部材とを備え、前記索状体固定部材を構成する低融点材料が溶融した状態において、前記重りの自重による張力が前記索状体を介して前記止水栓構造体に加えられる原子力プラントである。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉容器と、
前記原子炉容器を収容する原子炉格納容器と、
前記原子炉格納容器における前記原子炉容器の下部に水を供給するための給水配管と、
前記給水配管において前記原子炉容器の下方に配置された給水開口を閉塞し前記給水配管の外側からの張力によって前記給水開口から脱離することで前記給水配管を開栓する止水栓構造体と、
一端側が前記止水栓構造体に連結された索状体と、
前記索状体における前記止水栓構造体とは逆の他端側に吊り下げられた重りと、
低融点材料を用いて構成され、前記原子炉容器の外壁に近接する位置に前記索状体の中間部を固定するための索状体固定部材とを備え、
前記索状体固定部材を構成する低融点材料が溶融した状態において、前記重りの自重による張力が前記索状体を介して前記止水栓構造体に加えられる
原子力プラント。
【請求項２】
前記原子炉容器を覆う保温材を備え、
前記索状体固定部材は、前記保温材と前記原子炉容器との間に配置されている
請求項１に記載の原子力プラント。
【請求項３】
前記索状体固定部材は、前記原子炉容器の外壁に接して設けられた
請求項１に記載の原子力プラント。
【請求項４】
前記索状体固定部材は、前記原子炉容器の外壁に接着して設けられた
請求項１に記載の原子力プラント。
【請求項５】
前記原子炉容器の外壁に固定された支持部材を備え、
前記索状体固定部材は、前記支持部材に支持されたことにより前記原子炉容器の外壁に近接して配置されている
請求項１に記載の原子力プラント。
【請求項６】
前記支持部材は、前記索状体固定部材を構成する低融点材料が溶融した状態において、前記索状体の中間部を摺動自在に支持する
請求項５に記載の原子力プラント。
【請求項７】
前記索状体固定部材は、前記索状体に対する固定部分が低融点材料によって構成されている
請求項１に記載の原子力プラント。
【請求項８】
前記索状体と前記索状体に吊り下げられた前記重りとを内包する管状のガイド部材を備えた
請求項１に記載の原子力プラント。
【請求項９】
前記ガイド部材は、前記索状体における前記索状体固定部材よりも前記重り側の部分と、前記索状体固定部材よりも前記給水配管側の部分とを離間させて収容する
請求項８に記載の原子力プラント。
【請求項１０】
前記索状体は、前記索状体固定部材と前記止水栓構造体との間で弛みを有して配置されている
請求項１に記載の原子力プラント。
【請求項１１】
前記索状体固定部材を構成する低融点材料は、融点が３００℃以上の材料である
請求項１に記載の原子力プラント。
【請求項１２】
前記索状体固定部材を構成する低融点材料は、Ｐｂ：９５質量％、Ｓｎ：５質量％の合金である
請求項１に記載の原子力プラント。
【請求項１３】
前記止水栓構造体は、
前記給水配管の給水開口に嵌合された止水栓と、
前記索状体の一端側に連結され、前記索状体固定部材を構成する低融点材料が溶融した状態において前記重りの自重による張力が前記索状体を介して加えられる留め具と、
前記留め具によって前記給水配管に対して固定され、前記留め具に張力が加わることにより前記給水配管に対する固定が解除される第２の重りと、
前記第２の重りと前記止水栓とを連結し、前記留め具による前記第２の重りの前記給水配管への固定が解除された状態において前記第２の重りの自重によって前記止水栓に張力を加え、前記止水栓を前記給水開口から脱離させる連結部材とを備える
請求項１に記載の原子力プラント。
【請求項１４】
前記留め具は、低融点材料によって構成されている
請求項１３に記載の原子力プラント。
【請求項１５】
前記原子炉格納容器は、圧力抑制プールを備え、
前記給水配管は、前記圧力抑制プールを水源とし、前記圧力抑制プールと記原子炉格納容器における前記原子炉容器の下部とにわたって配管されている
請求項１に記載の原子力プラント。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、注水装置を備えた原子力プラントに関する。
【背景技術】
【０００２】
原子炉格納容器内への注水を行う注水装置に関する技術として、下記特許文献１に開示の技術がある。この特許文献１には「下部ドライウェル４に落下したコリウム８を冷却する目的で、冷却水６の流路を開放することで、サプレッションプール３の冷却水６を下部ドライウェル４へ注水する」と記載され、また「原子炉格納容器内に注水を行う注水装置であって、冷却水を供給する流路と、前記流路を閉止するディスクと、前記ディスクに連結され、前記ディスクによる前記流路の閉止および開放を行うスイングアームと、前記スイングアームにスイングレバーを介して連結されるウェイトと、を備え、前記ウェイトは、低融点合金からなる支持部材により支持される」と記載されている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００３】
【特許文献１】特開２０１８−１０５６８４号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００４】
以上のような引用文献１に記載の注水装置では、溶融炉心である高温コリウムが原子炉格納容器である下部ドライウェルに落下して下部ドライウェルの温度が上昇することにより、低融点材料からなる支持部材が溶融して冷却水の流路が開く。したがって、動力源を必要とすることなく、下部ドライウェルへの溶融炉心の落下により、自動的に流路から下部ドライウェルに対する冷却水の供給が行われる。
【０００５】
しかしながら、下部ドライウェルへの冷却水の供給は、下部ドライウェルに溶融炉心が落下した後であるため、落下した溶融炉心と下部ドライウェルの床面を構成するコンクリート構造体との反応を、効果的に防止することが困難である。
【０００６】
そこで本発明は、溶融炉心が落下する前に、動力源を必要とすることなく原子炉格納容器内に冷却水を供給することが可能な原子力プラントを提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【０００７】
上記課題を解決するために、例えば特許請求の範囲に記載の構成を採用する。
本願は上記課題を解決する手段を複数含んでいるが、その一例を挙げるならば、原子炉容器と、前記原子炉容器を収容する原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器における前記原子炉容器の下部に水を供給するための給水配管と、前記給水配管において前記原子炉容器の下方に配置された給水開口を閉塞し前記給水配管の外側からの張力によって前記給水開口から脱離することで前記給水配管を開栓する止水栓構造体と、一端側が前記止水栓構造体に連結された索状体と、前記索状体における前記止水栓構造体とは逆の他端側に吊り下げられた重りと、低融点材料を用いて構成され、前記原子炉容器の外壁に近接する位置に前記索状体の中間部を固定するための索状体固定部材とを備え、前記索状体固定部材を構成する低融点材料が溶融した状態において、前記重りの自重による張力が前記索状体を介して前記止水栓構造体に加えられる原子力プラントである。
【発明の効果】
【０００８】
本発明によれば、溶融炉心が落下する前に、動力源を必要とすることなく原子炉格納容器内に冷却水を供給することが可能な原子力プラントを提供することができる。
上記した以外の課題、構成及び効果は、以下側の実施の形態の説明により明らかにされる。
【図面の簡単な説明】
【０００９】
【図１】第１実施形態に係る原子力プラントの構成図である。
【図２】第１実施形態の原子力プラントが備える給水装置の構成図である。
【図３】第１実施形態の給水装置の要部の構成図である。
【図４】第１実施形態の原子力プラントが備える給水装置の動作を説明する図（その１）である。
【図５】第１実施形態の原子力プラントが備える給水装置の動作を説明する図（その２）である。
【図６】第１実施形態に係る原子力プラントの効果を説明する図である。
【図７】第１実施形態の給水装置の要部の変形例１を示す図である。
【図８】第１実施形態の給水装置の要部の変形例２を示す図である。
【図９】第２実施形態に係る原子力プラントの構成図である。
【図１０】第２実施形態の原子力プラントが備える給水装置の構成図である。
【図１１】第２実施形態の原子力プラントが備える給水装置の動作を説明する図である。
【図１２】第３実施形態の原子力プラントが備える給水装置の構成図（その１）
【図１３】第３実施形態の原子力プラントが備える給水装置の構成図（その２）
【発明を実施するための形態】
【００１０】
以下、本発明の原子力プラントの各実施の形態を、図面に基づいて詳細に説明する。なお、以下に説明する各実施形態においては、本発明を改良沸騰水型の原子力プラントに適用した構成を説明するが、本発明はこれに限定されることはなく、沸騰水型、加圧水型、さらにはその他の軽水炉型の原子力プラントにも適用される。また、以下に説明する各実施形態においては、同一の構成要素に同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
【００１１】
≪第１実施形態≫
図１は、第１実施形態に係る原子力プラントの構成図であって、一例として本発明を改良沸騰水型の原子力プラント１に適用した場合の構成図である。また図２は、第１実施形態の原子力プラントが備える給水装置の構成図であって、図１の一部分を拡大して模式化した図面である。これらの図に示す原子力プラント１は、原子炉１０と、原子炉格納容器２０と、給水装置３０とを備えている。これらは、次のように構成されている。
【００１２】
＜原子炉１０＞
原子炉１０は、核燃料の集合体である炉心１１と、炉心１１を収容する原子炉容器１２と、原子炉容器１２を覆う保温材１３と、蒸気配管１４と、給水配管１５とを備える。
【００１３】
原子炉容器１２は、原子炉圧力容器であって、内部に冷却水Ｌを貯留し、さらに炉心１１を冷却水Ｌに浸漬させた状態で収容する。これにより原子炉容器１２内に貯留された冷却水Ｌは、炉心１１によって加熱され、原子炉容器１２内に水蒸気Ｌ１が発生する。このような原子炉容器１２は、ステンレス鋼を用いて構成されている。
【００１４】
保温材１３は、原子炉容器１２に密着させた状態で原子炉容器１２の全周を覆って配置されている。この保温材１３は、その一部が、原子炉容器１２と共に、次に説明する給水装置３０の一部を収容する収容部１３ａとして構成されている。また保温材１３の収容部１３ａには、次に説明する給水装置３０の索状体３３の両端を取り出すための２つの孔部１３ｂが設けられていることとする。
【００１５】
蒸気配管１４は、原子炉容器１２の上部に連通する状態で配置され、原子炉容器１２で発生させた水蒸気Ｌ１を、ここでの図示を省略したタービンに搬送する。また給水配管１５は、原子炉容器１２の下部との間に配置され、タービンを通過した水蒸気Ｌ１を水に戻した冷却水Ｌとして原子炉容器１２内に供給する。
【００１６】
＜原子炉格納容器２０＞
原子炉格納容器２０は、原子炉１０を収容するコンクリート構造体である。原子炉格納容器２０は、その内部が、上部ドライウェル２１、下部ドライウェル２２、および圧力抑制室２３に仕切られ、さらに圧力抑制室２３内にベント管２４が配置されている。これらは、次のようである。
【００１７】
［上部ドライウェル２１および下部ドライウェル２２］
上部ドライウェル２１は、原子炉１０が収容される空間であって、原子炉格納容器２０内の上部に配置されている。下部ドライウェル２２は、原子炉格納容器２０内において原子炉１０の下部に位置する空間であって、上部ドライウェル２１との間は床板材２５で仕切られている。床板材２５は、次に説明する給水装置３０の索状体３３の両端を取り出すための孔部２５ｂが設けられていることとする。床板材２５には、２つの孔部２５ｂが設けられ、索状体３３の両端がそれぞれ挿入されている。上部ドライウェル２１と下部ドライウェル２２とは、これらの孔部２５ｂおよび他の部分において連通した状態となっている。
【００１８】
［圧力抑制室２３］
圧力抑制室２３は、上部ドライウェル２１および下部ドライウェル２２内の圧力を調整するための空間であって、下部ドライウェル２２および原子炉容器１２の下部を囲む状態で設けられている。この圧力抑制室２３は、水Ｌ２を貯留するための圧力抑制プール２３ａと、圧力抑制プール２３ａに貯留された水Ｌ２によって封止される気相部２３ｂとを備える。また圧力抑制室２３における圧力抑制プール２３ａの壁部には、圧力抑制室２３と上部ドライウェル２１とを連通する複数の開口２３ｃが設けられている。
【００１９】
［ベント管２４］
ベント管２４は、圧力抑制室２３の内側において、下部ドライウェル２２および原子炉容器１２の下部を囲む状態で設けられている。このベント管２４は、圧力抑制プール２３ａの壁部に設けた開口２３ｃを介して、上部ドライウェル２１と圧力抑制室２３とを互いに連通するためのものであり、これによって上部ドライウェル２１および下部ドライウェル２２内の圧力が調整される。
【００２０】
＜給水装置３０＞
給水装置３０は、原子炉格納容器２０の下部ドライウェル２２内に冷却用の水を注水するための装置である。この給水装置３０は、給水配管３１、止水栓３２、索状体３３、重り３４、索状体固定部材３５、および支持部材３６を備える。これらの構成は、次の通りである。
【００２１】
［給水配管３１］
給水配管３１は、原子炉格納容器２０における原子炉容器１２の下部であって、下部ドライウェル２２内に水を供給するためのものである。この給水配管３１は、下部ドライウェル２２に供給する冷却溶の水の水源に接続され、下部ドライウェル２２と水源とを連通している。冷却用の水の水源は、外部の水源であってもよいが、ここでは一例として圧力抑制プール２３ａを水源とし、下部ドライウェル２２に供給する水として、圧力抑制プール２３ａに貯留した水Ｌ２を用いることとする。
【００２２】
この場合、給水配管３１は、圧力抑制室２３内の圧力抑制プール２３ａまたはベント管２４と圧力抑制室２３との間の貯水部分と、下部ドライウェル２２とにわたって配管されている。給水配管３１において、下部ドライウェル２２側に引き出された原子炉容器の下方に配置された開口が、給水開口３１ａとなっている。このように、圧力抑制プール２３ａを水源とすることにより、原子炉格納容器２０外の水源に頼らずに下部ドライウェル２２に冷却水を注することが可能である。
【００２３】
［止水栓３２］
止水栓３２は、給水配管３１の給水開口３１ａを閉塞する止水栓構造体である。この止水栓３２は、給水開口３１ａに嵌合することにより給水配管３１を閉塞する。また止水栓３２は、給水配管３１の外側方向に張力が掛けられることにより、給水開口３１ａから脱離して給水配管３１を開栓する。
【００２４】
［索状体３３］
索状体３３は、一端側が止水栓３２に連結され、他端側が重り３４に連結されたものである。この索状体３３は、重り３４の落下に伴う張力を止水栓３２に伝えることにより、張力によって止水栓３２を給水開口３１ａから脱離させて給水配管３１を開栓するためのものである。止水栓３２に対する索状体３３の連結箇所は、索状体３３を介して止水栓３２に張力を加えた場合に、給水開口３１ａから効果的に止水栓３２を脱離させることが可能な位置となっている。
【００２５】
また索状体３３の中間部には、以降に説明する索状体固定部材３５が固定されている。これにより、索状体３３は、索状体固定部材３５から止水栓３２との連結部までの配管側３３ａと、索状体固定部材３５から重り３４との連結部までの重り側３３ｂとに区分される。索状体３３の配管側３３ａは、原子力プラント１の通常運転時において索状体固定部材３５から止水栓３２までの間で弛みをもって配置される長さを有する。これにより、索状体３３の配管側３３ａに、作業員が引っかかった場合でも、直ちに索状体３３から止水栓３２に張力が加わることがなく、給水配管３１からの止水栓３２の不要な脱離による給水を防止できる。
【００２６】
一方、索状体３３の重り側３３ｂは、通常運転時において索状体固定部材３５によって吊り下げられ、索状体固定部材３５から重り３４までの間で張力をもって配置される長さを有する。さらに、索状体３３の全体的な長さは、下部ドライウェル２２の底面から原子炉容器１２の底面までの長さと、原子炉容器１２の底面から給水配管３１の給水開口３１ａまでの長さを合わせた長さよりも十分に小さいこととする。
【００２７】
このような索状体３３は、原子炉容器１２の内部から放出される中性子への耐性を有することが必要である。また、索状体３３は、原子炉容器１２内において溶融炉心が落下し、落下した溶融炉心によって原子炉容器１２の下部の外壁が加熱された場合であっても、索状体固定部材３５が溶融する温度以下の温度では、重り３４を支えるのに十分な強度を有することが必要である。このような索状体３３の構成材料として、原子炉容器１２の構成材料として用いられるステンレス鋼などが例示されるが、他の構成材料でも構わない。索状体３３の構造としては、索状体固定部材３５を構成する低融点材料が溶融した状態において、円滑に移動可能である構造が望ましい。この具体例として、ヨリ線構造や、鎖状構造が例示される。
【００２８】
［重り３４］
重り３４は、索状体３３において、止水栓３２が固定された端部とは逆の他端側に吊り下げられたものである。この重り３４は、索状体３３を介して止水栓３２に張力を加えるための部材である。このような重り３４は、索状体３３を介して重り３４の自重による張力を止水栓３２に加えた場合に、給水配管３１の給水開口３１ａから止水栓３２を脱離させることが可能な程度の重さを有していることとする。
【００２９】
［索状体固定部材３５］
索状体固定部材３５は、索状体３３の中間部を原子炉容器１２の外壁に近接する位置に固定するためのものであり、索状体３３の中間部分に固定された部材である。また索状体固定部材３５は、次に説明する支持部材３６に支持された状態において、保温材１３の内側において原子炉容器１２の底面付近の外壁に近接して配置され、好ましくは原子炉容器１２の底面付近の外壁に接して配置されるものである。これにより、原子炉容器１２の下部の外壁が加熱された場合に、加熱された外壁の温度が索状体固定部材３５に伝わり易い構成となっている。このような索状体固定部材３５は、索状体３３に対して溶着により固定されていることとする。
【００３０】
また索状体固定部材３５は、原子炉容器１２の外壁に近接して配置された状態において、原子炉容器１２内において落下した溶融炉心によって原子炉容器１２の外壁が加熱された場合に、外壁から伝わる熱によって溶融する構成のものである。このような索状体固定部材３５は、低融点材料を用いて構成される。また索状体固定部材３５は、全体が低融点材料で構成されていてもよいが、一部分のみが低融点材料によって構成されていてもよい。この場合、例えば索状体固定部材３５の外周部分のみが低融点材料によって構成され、落下した溶融炉心によって原子炉容器１２の外壁が加熱された場合に、外周部分のみが溶融して外周形状が縮小されればよい。
【００３１】
索状体固定部材３５を構成する低融点材料は、原子力プラント１が通常稼働状態にある場合には、原子炉容器１２の外壁に近接して配置された状態で溶融することのない融点を有する。またこの低融点材料は、原子炉容器１２の耐熱温度未満の融点を有し、原子炉容器１２がその耐熱温度以上に加熱されて破壊される状態において溶融することとする。このような条件を満たす低融点材料の融点は、３００℃以上であることが望ましい。また、索状体固定部材３５が、原子炉容器１２の外壁からの伝熱により融点にまで温度上昇するのに時間を要することも考慮すると、融点は３００℃以上かつ３００℃に近いほうが望ましい。このような条件を満たす低融点材料の一例として、Ｐｂ：９５質量％、Ｓｎ：５質量％を含む合金（固相温度３００℃、液相温度３１４℃）が例示される。
【００３２】
このような索状体固定部材３５は、図示したような球形形状に限定されることはなく、原子炉容器１２の外壁に対して大面積で接触する形状であることが好ましい。
【００３３】
［支持部材３６］
支持部材３６は、原子炉容器１２の外壁に固定された部材であって、索状体３３の中間部に固定された索状体固定部材３５を支持し、支持した索状体固定部材３５を原子炉容器１２の外壁に近接させた状態とするための部材である。原子炉容器１２の外壁において支持部材３６が固定される部分は、原子炉容器１２の下部であって、原子炉１０の稼働に影響のない位置であることとする。原子炉容器１２の外壁に取り付けられた状態において、支持部材３６および支持部材３６に支持された索状体固定部材３５は、原子炉容器１２を覆う保温材１３によって、原子炉容器１２と共に覆われた状態となっていることとする。
【００３４】
図３は、第１実施形態の給水装置３０の要部の構成図であり、原子炉容器１２の外壁に対する支持部材３６の取り付け状態図３Ａと、支持部材３６による索状体固定部材３５の支持状態図３Ｂと、支持部材３６による索状体３３の支持状態図３Ｃである。これらの図に示すように、支持部材３６は、原子炉容器１２の外壁に固定された状態において、索状体固定部材３５を支持すると共に索状体３３を通過させる孔部３６ａを有する。このような孔部３６ａを有する支持部材３６は、例えば環状のものであってよい。
【００３５】
また支持部材３６は、原子力プラント１の通常運転時においては、索状体固定部材３５を支持することにより、索状体３３に連結された重り３４を、索状体３３によって吊り下げられた状態とするためのストッパとして機能する（図３Ｂ）。これにより、索状体固定部材３５は、索状体３３の重り側３３ｂに吊り下げられた重り３４の自重による張力により、支持部材３６に対して固定された状態となっている。このようなこのため、支持部材３６の孔部３６ａは、索状体固定部材３５の外径よりも小さい内径を有することとする。
【００３６】
そして、通常運転時においては、支持部材３６の孔部３６ａの一方に、索状体固定部材３５と索状体３３の配管側３３ａとが配置され、支持部材３６の孔部３６ａの他方に、索状体３３の重り側３３ｂが引き出された状態にある。これにより、索状体３３の重り側３３ｂに連結された重り３４の自重により、索状体３３が重り３４側に引っ張られ、支持部材３６が索状体固定部材３５のストッパとなって、索状体固定部材３５の落下が防止され、索状体３３の重り側３３ｂの先端に重り３４が吊り下げられた状態に保たれる。
【００３７】
またこの支持部材３６は、索状体固定部材３５が孔部３６ａを通過する程度の大きさにまで溶融した状態においては、索状体３３の中間部が引き掛けられ、支持部材３６を支点とした索状体３３の円滑な摺動を自在とする（図３Ｃ）。この状態において、支持部材３６は、索状体３３の中間部を支持し、索状体３３が重り３４に引っ張られて移動する際のガイドとなる。
【００３８】
以上のような支持部材３６は、例えば接着剤によって原子炉容器１２の外壁に固定されていることとする。これにより、既存の原子炉容器１２に対して、支持部材３６を追設することが容易である。支持部材３６の固定に用いる接着剤の材料特性として、原子炉１０の通常運転時において、常に原子炉容器１２の外壁に接着させる必要があるため、原子炉容器１２の内部から放出される中性子への耐性を有することが必要である。また、接着剤は、原子炉容器１２内において落下した溶融炉心よって原子炉容器１２の外壁が加熱された場合であっても、この熱によって溶融することのない材料によって構成されていることとする。このような接着剤の例としてセラミック製の接着剤が挙げられるが、上記の中性子耐性および耐熱性を有する接着剤であればこれに限定されることはない。さらに、原子炉容器１２の外壁に対する支持部材３６の固定は、接着剤を用いた固定に限定されることはなく、溶接や他の固定方法であってもよい。
【００３９】
このように、原子炉容器１２の外壁に固定された支持部材３６に対して、索状体固定部材３５を支持させた構造とすることにより、索状体固定部材３５および索状体３３は、索状体３３における配管側３３ａに引き下ろすことが可能である。このため、作業員による索状体固定部材３５および索状体３３の検査が可能である。
【００４０】
なお、また原子炉容器１２の外壁に対する支持部材３６の固定状態が、原子力プラント１の通常運転時において地震などの何かしらの原因で解除された場合、索状体固定部材３５は、索状体３３に働く張力により支持部材３６に支持されたまま、支持部材３６と共に落下する。しかしながら、これらの落下物は保温材１３内に保持されるか、または床板材２５の上部に保持される。このため、索状体３３の配管側３３ａの弛みが大きくなるだけであり、止水栓３２に影響が及ぶことはない。したがって、通常運転時においては給水配管３１の給水開口３１ａが開放されることはなく、給水配管３１からの不必要な注水を回避できる。
【００４１】
また、図示した例では、支持部材３６は、索状体固定部材３５を載置する状態で設けられている他、重り３４の自重によって索状体３３の重り側３３ｂに印加される張力が、索状体３３の配管側３３ａに伝わらない支持構造で、かつ索状体固定部材３５を原子炉容器１２の外壁に近接させた状態で固定可能であるならば、支持部材３６および索状体固定部材３５の位置および配置状態は問わない。さらに支持部材３６は、通常運転時における索状体固定部材３５の支持機能と、索状体固定部材３５が溶融した場合においての索状体３３のガイド機能とが得られる構成であれば、その形状が限定されることはない。例えば、支持部材３６は、環状のものであることに限定されず、孔部３６ａの一部が開口しているＵ字型のものであってもよい。さらに図示した例では、索状体固定部材３５の支持機能と索状体３３のガイド機能とを一体化させた形状の支持部材３６を示したが、これらの機能を別体とし、それぞれを原子炉容器１２の外壁に固定した構成の支持部材であってもよい。
【００４２】
［給水装置３０の動作］
図４は、第１実施形態の原子力プラントが備える給水装置３０の動作を説明する図（その１）である。また図５は、第１実施形態の原子力プラントが備える給水装置３０の動作を説明する図（その２）である。以下、先の図２、および図４、図５を用いて給水装置３０の動作を説明する。
【００４３】
先ず、図２に示すように、原子力プラント１の通常運転時においては、索状体固定部材３５が支持部材３６に支持されている。このため、索状体固定部材３５に固定された索状体３３の配管側３３ａは、止水栓３２までの間で弛みをもって配置され、止水栓３２に対して重り３４の自重が影響することはない。これにより、給水配管３１の給水開口３１ａは止水栓３２で閉塞された状態に保たれる。
【００４４】
この状態で図４に示すように、原子炉容器１２内において溶融炉心１１ａが落下し、落下した溶融炉心１１ａによって原子炉容器１２の外壁が加熱されると、外壁からの熱伝導により支持部材３６に支持された索状体固定部材３５が溶融する。この溶融によって索状体固定部材３５の外形形状が縮小されることにより、支持部材３６による索状体固定部材３５の支持状態が解消され、索状体固定部材３５および索状体３３の移動が自在となる。これにより、索状体３３は、支持部材３６によって中間部分を支持された状態で、重り３４の自重に引っ張られて移動し、索状体３３において重り３４と逆の端部に連結された止水栓３２に張力が加わる。この張力により、給水配管３１の給水開口３１ａから止水栓３２が脱離し、給水配管３１が開栓する。
【００４５】
この結果、図５に示すように、給水配管３１の給水開口３１ａから下部ドライウェル２２内に、圧力抑制プール２３ａに貯留された水Ｌ２が供給される。
【００４６】
＜第１実施形態の効果＞
以上説明したように第１実施形態によれば、原子炉容器１２の外壁からの熱伝導によって索状体固定部材３５を溶融させることで、索状体固定部材３５に固定した索状体３３の移動を可能とし、これにより索状体３３に連結した重り３４の自重によって給水配管３１の給水開口３１ａから止水栓３２を脱離させる構成である。このため、原子炉容器１２内において溶融炉心１１ａが落下して原子炉容器１２の下部の外壁が加熱された場合、原子炉容器１２から溶融炉心１１ａが漏れ出す前に、動力を用いること無く、自動的に原子炉格納容器２０の下部ドライウェル２２に冷却用の水Ｌ２を供給することができる。
【００４７】
したがって、図６に示すように、溶融炉心１１ａによって原子炉容器１２が破壊され、原子炉容器１２から溶融炉心１１ａが漏れ出した場合には、既に下部ドライウェル２２に冷却用の水Ｌ２が供給された状態となっている。この結果、破壊された原子炉容器１２の底部を貫通して落下した溶融炉心１１ａと、下部ドライウェル２２の床面を構成するコンクリート構造体との反応を、事前にかつ効果的に抑制することが可能となる。
【００４８】
≪変形例１≫
図７は、第１実施形態の給水装置の要部の変形例１を示す図である。この図に示すように、索状体３３に固定された索状体固定部材３５は、原子炉容器１２の外壁からの熱伝導により、索状体３３に対する固定部分のみが溶融する構成であってもよい。この場合、索状体固定部材３５において、索状体３３との固定部分のみが低融点材料で構成され、その他の部分は熱伝導が良好な金属材料で構成されていることが好ましい。
【００４９】
このような構成であれば、原子炉容器１２内において落下した溶融炉心１１ａによって原子炉容器１２の外壁が加熱された場合に、低融点材料の溶融により索状体３３に対する索状体固定部材３５の固定状態が解除され、索状体３３の移動が自在となる。このため、第１実施形態と同様に給水装置３０を動作させることができ、第１実施形態と同様の効果を得ることが可能である。なお、このような変形例１は、以降に説明する他の実施形態との組み合わせが可能である。
【００５０】
≪変形例２≫
図８は、第１実施形態の給水装置の要部の変形例２を示す図である。この図に示すように、索状体３３に固定された索状体固定部材３５は、原子炉容器１２の外壁に対して直接、接着されていてもよい。この場合、変形例１で説明したように、索状体固定部材３５は、索状体３３との固定部分のみが低融点材料で構成されていることが好ましい。
【００５１】
このような索状体固定部材３５の原子炉容器１２の外壁に対する接着は、接着剤を用いた接着であってもよい。接着剤は第１実施形態において、原子炉容器１２の外壁に対する支持部材３６の固定に用いたものと同様のものが用いられ、例えばセラミック製の接着剤が挙げられるが、これに限定されることはない。さらに、原子炉容器１２の外壁に対する索状体固定部材３５の固定は、接着剤を用いた固定に限定されることはなく、溶接や他の固定方法であってもよい。
【００５２】
このような変形例２の構成であれば、索状体固定部材３５が、索状体３３の支持部材として機能するため、支持部材３６が不要な構成とすることもできる。このため、給水装置の構成を簡素化することができ、コストの削減を図ることが可能である。なお、このような変形例２は、以降に説明する他の実施形態との組み合わせが可能である。
【００５３】
≪第２実施形態≫
図９は、第２実施形態に係る原子力プラント２の構成図であって、原子力プラント２の一部を拡大した構成図である。また図１０は、第２実施形態の原子力プラント２が備える給水装置３０’の構成図である。これらの図に示す原子力プラント２が、第１実施形態の原子力プラント１と異なるところは、給水装置３０’の構成にあり、他の構成は第１実施形態と同様である。このため、以下においては、給水装置３０’の構成のみを説明し、他の構成の重複する説明は省略する。
【００５４】
＜給水装置３０’＞
給水装置３０’は、第１実施形態で説明した給水装置に対して、索状体３３と索状体３３に吊り下げられた重り３４とを内包する管状のガイド部材４０を追加した構成である。ガイド部材４０は、次のような構成である。
【００５５】
［ガイド部材４０］
ガイド部材４０は、ガイド部本体４１と、その内部に設けられた複数のリング部材４２とを備えている。ガイド部本体４１は、管状のものであって、索状体３３の配管側３３ａおよび重り側３３ｂの両方を収容するものである。このようなガイド部本体４１は、一方の開口端が給水配管３１の給水開口３１ａに近接して配置され、他方の開口端が床板材２５の孔部２５ｂに近接して配置された状態で、下部ドライウェル２２内に固定されている。
【００５６】
また、複数のリング部材４２は、ガイド部本体４１の内壁に固定されたもので、ガイド部本体４１の延設方向に沿って配置されている。これらのリング部材４２は、索状体３３の配管側３３ａを、移動自在にガイド部本体４１の内壁に止め付けることにより、索状体３３の重り側３３ｂと離間させた状態に保持する。これにより、ガイド部本体４１の内部において、索状体３３の配管側３３ａと重り側３３ｂとが絡み合うことを防止する。
【００５７】
また索状体３３の重り側３３ｂは、ガイド部本体４１の内部でリング部材４２の外側に収容されている。また索状体３３の重り側３３ｂに連結された重り３４は、ガイド部本体４１の内部において索状体３３に吊り下げられた状態となっていることとする。
【００５８】
［給水装置３０’の動作］
図１１は、第２実施形態の原子力プラントが備える給水装置３０’の動作を説明する図である。この図に示すように、第２実施形態の給水装置３０’は、先の第１実施形態で説明したように、落下した溶融炉心１１ａによって原子炉容器１２の外壁が加熱されることで、支持部材３６による索状体固定部材３５の支持状態が解消され、索状体３３の移動が自在となる。これにより、重り３４は、自重によって、ガイド部本体４１の内壁に沿って滑り落ちるか、あるいはガイド部本体４１内を落下する。これにより、索状体３３は、支持部材３６によって中間部分を支持された状態で、重り３４の自重に引っ張られて移動し、重り３４と逆の端部に連結された止水栓３２に張力が加わる。この張力により、給水配管３１の給水開口３１ａから止水栓３２が脱離し、給水配管３１が開栓する。
【００５９】
＜第２実施形態の効果＞
以上説明した第２実施形態によれば、給水装置３０’にガイド部材４０を追加したことにより、索状体３３の重り側３３ｂおよび重り３４が、索状体３３の配管側３３ａに干渉することを防止できる。これにより、第１実施形態の効果に加えて、長尺物である索状体３３の絡まりや切断を防止することが可能であり、また地震などの発生時において索状体３３および重り３４による物理的な衝撃による被害の発生を防止できる。さらに、作業者が誤って索状体３３に接触することを防止できるため、索状体３３を介して止水栓３２に張力が加わることによる不必要な注水や、原子炉容器１２からの索状体固定部材３５の脱落を防止することができる。
【００６０】
なお、ガイド部材４０は、２本の管状材を用いたものであってもよい。この場合、２本の管状材のそれぞれに、索状体３３の配管側３３ａと、索状体３３の重り側３３ｂおよび重り３４と収容すればよい。
【００６１】
≪第３実施形態≫
図１２は第３実施形態の原子力プラントが備える給水装置３０”の構成図（その１）であり、図１３は第３実施形態の原子力プラントが備える給水装置３０”の構成図（その２）である。これらの図に示す給水装置３０”が、第１実施形態の原子力プラントに設けた給水装置３０および第２実施形態の原子力プラントに設けた給水装置３０’と異なるところは、給水配管３１の給水開口３１ａを閉塞する止水栓構造体１００の構成にあり、他の構成は第１実施形態または第２実施形態と同様である。このため、以下においては、止水栓構造体１００の構成のみを説明し、他の構成の重複する説明は省略する。
【００６２】
＜給水装置３０”＞
［止水栓構造体１００］
止水栓構造体１００は、給水配管３１の給水開口３１ａを閉塞するもので、給水配管３１の給水開口３１ａに嵌合して設けられた止水栓３２を有する。この止水栓３２は、第１実施形態の止水栓３２と同様のものであってよい。またこの止水栓構造体１００は、スイングアーム１０１と、アーム１０２と、スイングレバー１０３と、第２の重り１０４と、ワイヤー１０５とを備えている。
【００６３】
スイングアーム１０１は止水栓３２に締結（連結）されており、アーム１０２によってスイングアーム１０１を上部へ引き上げて固定することによって、止水栓３２が給水配管３１の給水開口３１ａを封止する位置に固定される。スイングアーム１０１は、一方の端部が支点１０８により給水配管３１に対して回動可能に支持され、反対側の端部が支点１０７によりスイングレバー１０３と回動可能に連結されており、スイングレバー１０３の反対側の先端にはワイヤー１０５を介して、第２の重り１０４が接続されている。
【００６４】
第２の重り１０４は円柱形状の留め具１０６によって、給水配管３１に固定されている。留め具１０６は、索状体３３の配管側３３ａの先端に連結されている。この留め具１０６は、給水配管３１から延設された配管構造体の孔部Ｈ１と、第２の重り１０４から延設した第２の重り１０４の孔部Ｈ２とを重ねた状態において貫通し、これらの孔部Ｈ１，Ｈ２に陥入して配置される。
【００６５】
このような留め具１０６は、ここでの図示を省略した索状体固定部材を構成する低融点材料が溶融した状態において、重り３４の自重による張力が索状体３３を介して加えられ、これにより孔部Ｈ１，Ｈ２から抜き取られる。
【００６６】
留め具１０６が、孔部Ｈ１，Ｈ２から抜き取られることにより、第２の重り１０４は給水配管３１に対する固定が解除され、自重で落下する。落下の衝撃荷重は、ワイヤー１０５を介してスイングレバー１０３に伝えられる。なお、このワイヤー１０５に替えて、第２の重り１０４が滑り落ちるレール形状のような部材としても同様の衝撃荷重伝達効果を得ることができる。
【００６７】
なお、留め具１０６は、低融点合金によって構成されていてもよい。これにより下部ドライウェル２２内の温度が上昇して所定の温度を超えた時に、留め具１０６が溶融または軟化して、第２の重り１０４の給水配管３１への固定を解除する。
【００６８】
また第２の重り１０４の落下の衝撃荷重を受けたスイングレバー１０３は、支点１０７を中心にアーム１０２を押し出すように回転動作し、アーム１０２によるスイングアーム１０１とスイングアーム１０１に締結された止水栓３２の固定を解除する。スイングレバー１０３によるアーム１０２の押し出しを助長する目的で、スイングレバー１０３とアーム１０２の接触部に、ベアリング等の部材を使用してもよい。
【００６９】
以上により、アーム１０２による固定が解除されたスイングアーム１０１と止水栓３２は、自重によって支点１０８を中心に回転作動し、給水配管３１の給水開口３１ａから止水栓３２が脱離して給水開口３１ａが開放される。したがって、スイングアーム１０１と、スイングレバー１０３と、ワイヤー１０５とは、留め具１０６による第２の重り１０４の給水配管３１への固定が解除された状態において、第２の重り１０４の自重による張力を止水栓３２に加え、止水栓３２を給水開口３１ａから脱離されるための連結部材として機能している。
【００７０】
［給水装置３０”の動作］
以上説明した給水装置３０”は、ここでの図示を省略した原子炉容器の外壁が加熱されることで、索状体固定部材が溶融して索状体３３の移動が自在となることは、先の第１実施形態の給水装置３０と同様である。この場合、索状体３３の移動が自在となることにより、索状体３３の重り側３３ｂに連結された重り３４の自重によって索状体３３が移動し、索状体３３を介して留め具１０６に張力が掛かり、留め具１０６が孔部Ｈ１，Ｈ２から抜き取られる。これにより、先に説明したように、給水配管３１の給水開口３１ａから止水栓３２が脱離し、給水開口３１ａが開放される。
【００７１】
＜第３実施形態の効果＞
以上説明した第３実施形態の構成であっても、原子炉容器の外壁からの熱伝導によって索状体固定部材が溶融した場合には、上述したように給水配管３１の給水開口３１ａから止水栓３２が脱離し、給水配管３１が開栓される。このため、第１実施形態と同様に、原子炉容器１２から溶融炉心１１ａが漏れ出す前に、動力を用いること無く、自動的に下部ドライウェル２２に冷却用の水Ｌ２を供給することができるため、第１実施形態と同様の効果を得ることが可能である。
【００７２】
また第３実施形態の構成において、留め具１０６を低融点材料で構成することにより、何らかの原因によって孔部Ｈ１，Ｈ２から留め具１０６が引き抜かれなかった場合であっても、下部ドライウェル２２内の温度が上昇して所定の温度を超えることで留め具１０６が溶融または軟化して、第２の重り１０４の給水配管３１への固定を解除する。このため、給水配管３１の給水開口３１ａから止水栓３２を脱離させ、給水配管３１を開栓させて下部ドライウェル２２内に冷却用の水Ｌ２を供給することができる。
【００７３】
なお、本発明は上記した実施形態および変形例に限定されるものではなく、さらに様々な変形例が含まれる。例えば、上記した実施形態は本発明をわかりやす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、ある実施形態の構成の一部を他の実施形態の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施形態の構成に他の実施形態の構成を加えることも可能である。また、各実施形態の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。
【符号の説明】
【００７４】
１２…原子炉容器
２０…原子炉格納容器
２３ａ…圧力抑制プール
３１…給水配管
３１ａ…給水開口
３２…止水栓（止水栓構造体）
３３…索状体
３４…重り
３５…索状体固定部材
１，２…原子力プラント
１３…保温材
３６…支持部材
４０…ガイド部材
４１…ガイド部本体
４２…リング部材
１００…止水栓構造体
１０１…スイングアーム（連結部材）
１０３…スイングレバー（連結部材）
１０４…第２の重り
１０５…ワイヤー（連結部材）
１０６…留め具
【図１】
2020186985.tif 000003
【図２】
2020186985.tif 000004
【図３】
2020186985.tif 000005
【図４】
2020186985.tif 000006
【図５】
2020186985.tif 000007
【図６】
2020186985.tif 000008
【図７】
2020186985.tif 000009
【図８】
2020186985.tif 000010
【図９】
2020186985.tif 000011
【図１０】
2020186985.tif 000012
【図１１】
2020186985.tif 000013
【図１２】
2020186985.tif 000014
【図１３】
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