(57)【要約】【課題】原子炉格納容器冷却設備により取り込まれる水蒸気やガスの温度を低下させることにより、冷却機能および構造健全性の低下を抑えることができる原子炉格納容器冷却技術を提供すること。【解決手段】本発明では、原子炉格納容器内部の水蒸気圧を駆動力にしてこの容器内部の水蒸気を取り込み、取り込んだ水蒸気を凝縮させて得た凝縮水を用いて原子炉格納容器を冷却する原子炉格納容器冷却設備において、原子炉格納容器１０のドライウェル１５およびサプレッションチェンバ１６と隔離して設けられ、水蒸気の冷却媒体を貯留する熱交換プール２１と、熱交換プール２１に浸漬され、原子炉格納容器１０のドライウェル１５から水蒸気を取り込むと共にこの水蒸気を熱交換プール２１の冷却媒体と熱交換させて凝縮水とする熱交換器２２と、熱交換器２２から凝縮水を引き出し、この凝縮水を原子炉圧力容器１２に向かって流れるように案内して放出する凝縮水ドレン配管２５とを採用した。【選択図】  図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉格納容器内部の水蒸気圧を駆動力にしてこの容器内部の水蒸気を取り込み、取り込んだ水蒸気を凝縮させて得た凝縮水を用いて原子炉格納容器を冷却する原子炉格納容器冷却設備において、
前記原子炉格納容器のドライウェルおよびサプレッションチェンバと離隔して設けられ、取り込んだ水蒸気の冷却媒体を貯留する熱交換プールと、
前記熱交換プールに浸漬され、原子炉格納容器のドライウェルから水蒸気を取り込むとともにこの水蒸気を熱交換プールの冷却媒体と熱交換させて凝縮水とする熱交換器と、
前記熱交換器から凝縮水を引き出し、この凝縮水を原子炉圧力容器に向かって流れるように案内して放出する凝縮水ドレン配管と、
を備えることを特徴とする原子炉格納容器冷却設備。
【請求項２】
前記凝縮水ドレン配管は、前記凝縮水が前記原子炉圧力容器の周囲を覆う保温材の側面を流下するように、前記凝縮水を放出することを特徴とする請求項１に記載の原子炉格納容器冷却設備。
【請求項３】
前記凝縮水ドレン配管は、前記保温材の外側に設けられた生体遮蔽壁の上方位置から保温材の側面に向かって前記凝縮水を放出することを特徴とする請求項２に記載の原子炉格納容器冷却設備。
【請求項４】
前記凝縮水ドレン配管は、前記保温材を周方向に取り囲み前記凝縮水が流通するリング状のヘッダ管と、このヘッダ管の周方向に沿って間隔を置いて複数設けられる凝縮水の放出口とを有することを特徴とする請求項３に記載の原子炉格納容器冷却設備。
【請求項５】
前記凝縮水ドレン配管は、前記凝縮水が前記原子炉圧力容器の側面を流下するように、前記凝縮水を放出することを特徴とする請求項１に記載の原子炉格納容器冷却設備。
【請求項６】
前記凝縮水ドレン配管は、前記生体遮蔽壁の上方位置から前記原子炉圧力容器の側面に向かって凝縮水を放出することを特徴とする請求項５に記載の原子炉格納容器冷却設備。
【請求項７】
前記凝縮水ドレン配管は、前記原子炉圧力容器を周方向に取り囲み前記凝縮水が流通するリング状のヘッダ管と、このヘッダ管の周方向に沿って間隔を置いて複数設けられる前記凝縮水の放出口とを有することを特徴とする請求項６に記載の原子炉格納容器冷却設備。
【請求項８】
前記放出口は、前記原子炉圧力容器の周囲を覆う保温材を外側から内側に向かって貫通するノズルを用いて構成されることを特徴とする請求項７に記載の原子炉格納容器冷却設備。
【請求項９】
前記ヘッダ管は、保温材に埋め込まれて構成されることを特徴とする請求項７に記載の原子炉格納容器冷却設備。
【請求項１０】
前記凝縮水ドレン配管は、部分的に下方に凸の曲管を有することを特徴とする請求項１ないし請求項９の何れか１項に記載の原子炉格納容器冷却設備。
【請求項１１】
請求項１ないし請求項１０の何れか１項に記載の原子炉格納容器冷却設備を備えることを特徴とする原子炉格納容器。
【請求項１２】
原子炉格納容器内部の水蒸気圧を利用してこの容器内部の水蒸気を取り込み、取り込んだ水蒸気を凝縮させて得た凝縮水を用いて原子炉格納容器内部を冷却する原子炉格納容器冷却方法において、
前記原子炉格納容器のドライウェルおよびサプレッションチェンバと離隔した位置で水蒸気の冷却媒体を貯留しておき、
前記原子炉格納容器のドライウェルから水蒸気を取り込むと共にこの水蒸気を前記冷却媒体と熱交換させて凝縮水とし、この凝縮水を原子炉圧力容器に向かって流れるように案内して放出することを特徴とする原子炉格納容器冷却方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉の炉水喪失事故時に崩壊熱を除去して原子炉周辺環境の安全維持を図る原子炉格納容器冷却技術に係り、特に、原子炉格納容器内部の水蒸気圧を駆動力として非常用冷却水を生成する原子炉格納容器冷却技術に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子炉は、万一の炉水喪失事故が生じたときに原子炉格納容器内部を水冷して崩壊熱を除去し、周辺環境の安全維持を図る非常用炉心冷却系や崩壊熱除去系を備える。加えて、非常用炉心冷却系や崩壊熱除去系が作動しない場合も想定し、外部水源から原子炉格納容器に冷却水を導いて原子炉格納容器を確実に冷却できるよう万全の事故対策ガイドラインが設定されている。
【０００３】
外部水源を用いる冷却方式にあっては、原子炉格納容器内部への冷却水供給によって原子炉格納容器の水蒸気圧が過剰に上昇しないよう、水蒸気やガスは大気中に適宜解放される。この冷却方式では、大気中に解放される水蒸気やガスに含まれる核分裂生成物等の放射性核種は事前に分離処理されることになっているが、水蒸気等と共に放射能の大気移行の可能性は排除しきれない。ゆえに、このような冷却方式は、社会的に受容され難いとの考え方がある。
【０００４】
かかる背景の下、原子炉格納容器内部の水蒸気圧を駆動力として原子炉圧力容器内部の水蒸気を取り込んで凝縮水とし、この凝縮水を用いて原子炉格納容器を冷却する原子炉格納容器冷却技術が提案されている（特許文献１参照）。
【０００５】
この原子炉格納容器冷却技術では、原子炉格納容器内部の閉じた領域で、水蒸気の取り込み→水蒸気の凝縮→凝縮水による冷却→凝縮水由来の水蒸気の取り込みという冷却サイクルが繰り返されるため、外部水源を用いる必要がなく上述した社会的受容性の問題は解消される。
【０００６】
また、この原子炉格納容器冷却技術では、ポンプなどの電力方式の駆動源を用いることなく原子炉格納容器内部の冷却が行われるため、万一施設全体の電源喪失事故が生じても原子炉格納容器の冷却機能は失われない。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００７】
【特許文献１】特開２００３−２４０８８８号公報
【非特許文献】
【０００８】
【非特許文献１】ICONE-6426  M. Akinaga et al., “EVALUATION OF PASSIVE CONTAINMENT COOLING SYSTEM PERFORMANCE DURING SEVERE ACCIDENTS,” APPENDIX A, 1998.
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００９】
原子炉圧力容器には核分裂生成物や燃料核種などの放射性核種が多量に付着しているため、炉水喪失事故時、放射性核種の崩壊熱により原子炉圧力容器の加熱状態が継続する。このとき、原子炉格納容器内部の雰囲気温度は、原子炉圧力容器を熱源として上昇する。
【００１０】
原子炉格納容器内部の温度が上昇すると原子炉格納容器冷却設備に取り込まれる水蒸気やガスの温度が高くなり、原子炉格納容器の冷却機能が低下しやすいだけでなく、熱による原子炉格納容器冷却設備の構造劣化の速度も早まる。
【００１１】
本発明は上記事情に鑑みてなされたもので、原子炉格納容器冷却設備により取り込まれる水蒸気やガスの温度を低下させ或いは上昇させることにより、冷却機能および構造健全性の低下を抑制することができる原子炉格納容器冷却設備、原子炉格納容器および原子炉格納容器冷却方法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】
【００１２】
上述した目的を達成するため、本発明に係る原子炉格納容器冷却設備では、原子炉格納容器内部の水蒸気圧を駆動力にしてこの容器内部の水蒸気を取り込み、取り込んだ水蒸気を凝縮させて得た凝縮水を用いて原子炉格納容器を冷却する原子炉格納容器冷却設備において、前記原子炉格納容器のドライウェルおよびサプレッションチェンバと離隔して設けられ、取り込んだ水蒸気の冷却媒体を貯留する熱交換プールと、前記熱交換プールに浸漬され、原子炉格納容器のドライウェルから水蒸気を取り込むとともにこの水蒸気を熱交換プールの冷却媒体と熱交換させて凝縮水とする熱交換器と、前記熱交換器から凝縮水を引き出し、この凝縮水を原子炉圧力容器に向かって流れるように案内して放出する凝縮水ドレン配管とを備えることを特徴とする。
【００１３】
また、本発明に係る原子炉格納容器では、本発明に係る原子炉格納容器冷却設備を備えることを特徴とする。
【００１４】
また、本発明に係る原子炉格納容器冷却方法では、原子炉格納容器内部の水蒸気圧を利用してこの容器内部の水蒸気を取り込み、取り込んだ水蒸気を凝縮させて得た凝縮水を用いて原子炉格納容器内部を冷却する原子炉格納容器冷却方法において、前記原子炉格納容器のドライウェルおよびサプレッションチェンバと離隔した位置で水蒸気の冷却媒体を貯留しておき、前記原子炉格納容器のドライウェルから水蒸気を取り込むと共にこの水蒸気を前記冷却媒体と熱交換させて凝縮水とし、この凝縮水を原子炉圧力容器に向かって流れるように案内して放出することを特徴とする。
【発明の効果】
【００１５】
本発明によれば、原子炉格納容器冷却設備により取り込まれる水蒸気やガスの温度を低下させることにより、原子炉格納容器冷却設備の冷却機能および構造健全性の低下を抑えることができる。
【図面の簡単な説明】
【００１６】
【図１】本発明に係る原子炉格納容器冷却設備の第１実施形態を示す正面断面図。
【図２】図１に示す原子炉格納容器冷却設備の要部拡大断面図であり、（ａ）は凝縮水ドレン配管の配置図、（ｂ）は（ａ）のＰ部拡大図。
【図３】図２（ａ）に示す凝縮水ドレン配管の俯瞰図。
【図４】図１の原子炉格納容器冷却設備の作用説明図。
【図５】本発明に係る原子炉格納容器冷却設備の第２実施形態を示す断面図。
【図６】本発明に係る原子炉格納容器冷却設備の第３実施形態を示す要部拡大図。
【発明を実施するための形態】
【００１７】
本発明に係る原子炉格納容器冷却設備、原子炉格納容器および原子炉格納容器冷却方法の実施形態について、添付図面を参照して説明する。
【００１８】
（第１実施形態）
図１は本発明に係る原子炉格納容器冷却設備の第１実施形態を示す正面断面図である。
【００１９】
第１実施形態の原子炉格納容器冷却設備２０は、原子炉格納容器１０の内側若しくは外側に設けられる。
【００２０】
原子炉格納容器１０は、炉心１１を収容する原子炉圧力容器１２および生体遮蔽壁１３その他の原子炉構造物を取り囲むように設けられ、主蒸気管１４などの配管が万一破断して原子炉圧力容器１２内部の炉水が喪失し、これによって燃料が溶融ないし破損した場合には核分裂生成物の大気拡散を防止する。
【００２１】
原子炉格納容器１０は、原子炉圧力容器１２の収容空間を成すドライウェル１５（上部ドライウェル１５ａ、下部ドライウェル１５ｂ）と原子炉格納容器１０の内圧制御を担うサプレッションチェンバ（ウェットウェル）１６とを有し、このドライウェル１５とサプレッションチェンバ１６とはベント管１８を介して互いに連通する。また、サプレッションチェンバ１６は、非常用の冷却水を貯蓄するサプレッションプール１７を有し、原子炉圧力容器１２の周囲を取り囲むように設けられる。
【００２２】
この原子炉格納容器１０には非常用炉心冷却系および崩壊熱除去系（いずれも図示省略）が設けられており、主蒸気管１４が破断して炉水喪失を伴う事故が生じると、炉心１１周辺の崩壊熱を除去すべく非常用炉心冷却系や崩壊熱除去系が作動する。この非常用炉心冷却系等が作動すると、配管破断部分から原子炉圧力容器１２外側へと漏れ出す炉水由来の水蒸気と共に非常用炉心冷却系によってサプレッションプール１７から取水されたプール水由来の水蒸気がドライウェル１５に充満する。なお、ドライウェル１５に充満した水蒸気は、ベント管１８を通過してサプレッションプール１７に移行して吸収・凝縮されるため、原子炉格納容器１０の内圧上昇は緩和される。
【００２３】
このとき、原子炉格納容器冷却設備２０は、非常用炉心冷却系等の冷却機能を補強すべく、原子炉圧力容器１２に充満した水蒸気を凝縮水にすると共にこの凝縮水を用いて原子炉格納容器１０を冷却する。この原子炉格納容器冷却設備２０は、図１に示すように、熱交換プール２１、熱交換器２２、水蒸気吸い込み管２３、非凝集性ガスベント配管２４および凝縮水ドレン配管２５を有する。
【００２４】
熱交換プール２１は、原子炉格納容器１０のドライウェル１５およびサプレッションチェンバ１６と熱的および空間的に離隔して設けられ、上部ドライウェル１５ａの上方で原子炉格納容器１０に充満する水蒸気の冷却媒体を貯留する。この冷却媒体は、例えば、軽水である。
【００２５】
熱交換器２２は、熱伝導性の良好な材料により構成された伝熱管２２ａを有し、熱交換プール２１に浸漬される。この熱交換器２２は、伝熱管２２ａ内部に導入された水蒸気を熱交換プール２１の冷却媒体と熱交換させて凝縮水にする。
【００２６】
水蒸気吸い込み管２３は、吸い込み口が上部ドライウェル１５ａに位置するように構成され、上部ドライウェル１５ａに充満する水蒸気を吸い込んで伝熱管２２ａ内部へ送り込む。この水蒸気吸い込み管２３による水蒸気の吸い込みは、原子炉格納容器１０の水蒸気圧を駆動力として行われる。
【００２７】
非凝集性ガスベント配管２４は、伝熱管２２ａ内部に水蒸気と共に送り込まれる非凝縮性ガスを伝熱管２２ａ外部に引き出し、伝熱管２２ａ内部の水蒸気と熱交換プール２１の冷却媒体との熱交換機能を維持する。この非凝縮性ガスベント配管２４は、例えば、熱交換器２２を構成する伝熱管２２ａの出口側からサプレッションチェンバ１６に向かって延設され、その延設末端側がサプレッションプール１７に浸漬されるように構成される。
【００２８】
凝縮水ドレン配管２５は、熱交換器２２から凝縮水を引き出し、その凝縮水を原子炉圧力容器１２に向かって流れるように案内して放出する。なお、この凝縮水の引き出しおよび案内は、原子炉格納容器１０内部の水蒸気圧および重力を駆動力として行なわれる。
【００２９】
図２は図１に示す原子炉格納容器冷却設備２０の要部拡大断面図であり、（ａ）は凝縮水ドレン配管２５の配置を示す断面図、（ｂ）は（ａ）のＰ部拡大断面図である。図３は図２（ａ）に示す凝縮水ドレン配管２５の俯瞰図である。
【００３０】
凝縮水ドレン配管２５の延設末端部は、図２（ａ）および図３に示すように、原子炉圧力容器１２の周囲を覆う保温材１９を周方向に取り囲むと共に熱交換器２２から引き出された凝縮水が保温材１９の周方向に沿って流れるリング状のヘッダ管２６により構成される。なお、保温材１９は、原子炉通常運転中に原子炉圧力容器１２からの放熱を抑制するもので金属材料により構成される。
【００３１】
ヘッダ管２６は、その周方向に沿って間隔を置いて複数設けられる放出口２７を有する。放出口２７は、図２（ｂ）に示すように、生体遮蔽壁１３と保温材１９とで形成される隙間を臨むように且つヘッダ管２６を流れる凝縮水が保温材１９の側面に向かって放出されるように、その角度ないし配置が設定される。なお、図２（ｂ）の符号Ｄは、ヘッダ管２６から放出される凝縮水の放出方向を示す。
【００３２】
次に、原子炉格納容器冷却設備２０の効果を説明する。
【００３３】
原子炉圧力容器１２に接続される主蒸気管１４（図１参照）が破断して冷却材が喪失する万一のシビアアクシデントを想定する。この場合、非常用炉心冷却系等が作動し、原子炉圧力容器１２に接続される配管の破断箇所から漏れ出す炉水由来の水蒸気と共に非常用炉心冷却系により放出されるプール水由来の水蒸気がドライウェル１５の上方へと移行し、上部ドライウェル１５ａに充満する。
【００３４】
このとき、本実施形態の原子炉格納容器冷却設備２０にあっては、以下に列挙する効果を得ることができる。  
（１）原子炉格納容器１０のドライウェル１５およびサプレッションチェンバ１６と離隔して設けられ、水蒸気の冷却媒体を貯留する熱交換プール２１と、熱交換プール２１に浸漬され、原子炉格納容器１０のドライウェル１５から水蒸気を取り込むと共にこの水蒸気を熱交換プール２１の冷却媒体と熱交換させて凝縮水とする熱交換器２２と、熱交換器２２から凝縮水を引き出し、この凝縮水を原子炉圧力容器１２に向かって流れるように案内して放出する凝縮水ドレン配管２５とを備えるため、上述したドライウェル１５内で発生する水蒸気は熱交換されて凝縮水となり、原子炉圧力容器１２の周辺で放出される。このため、原子炉圧力容器１２に付着した放射性核種の崩壊熱が効率よく除去され、崩壊熱によるドライウェル１５の雰囲気温度の上昇が抑制される。その結果、原子炉格納容器冷却設備２０により取り込まれた水蒸気やガスの温度を低下させ、原子炉格納容器冷却設備２０の冷却機能および構造健全性の低下を抑えることができる。
【００３５】
（２）凝縮水ドレン配管２５は、生体遮蔽壁１３の上方位置から保温材１９の側面に向かって凝縮水を放出するため、凝縮水は保温材１９の側面を流下していく。このため、保温材１９の広い範囲で、保温材１９の発熱すなわち原子炉圧力容器１２に付着した放射性核種の崩壊熱を間接的に吸収することができる。
【００３６】
なお、保温材１９を流下する過程で蒸発せずに残った凝縮水は、生体遮蔽壁１３と保温材１９の間に蓄積され、生体遮蔽壁１３に設けられる例えば再循環系ノズルなどの配管相通用の開口部１３ａから溢れる。溢れた凝縮水は、崩壊熱を吸収して水蒸気なり、ベント管１８を通って最終的にサプレッションプール１７に流入して冷却・凝縮されると共に一部が上部ドライウェル１５ａに移行して熱交換器２２に取り込まれる。
【００３７】
ここで、熱交換器２２に取り込まれる非凝縮性ガスが雰囲気中に占める体積割合（分圧比）の濃度と熱交換器２２の熱交換機能とは相関があり、非凝縮性ガスの分圧比が高いほど熱交換器２２の熱交換機能が低下することが分かっている。図４に、非特許文献１に示された非凝縮性ガス分圧比（雰囲気圧力に占める非凝縮性ガスによる分圧の割合）と、熱交換による原子炉格納容器冷却装置の劣化係数（相対性能を表す指数）との相関を示す。
【００３８】
原子炉格納容器冷却設備２０では、原子炉圧力容器１２に付着した放射性核種の崩壊熱によって凝縮水の蒸発が効率的に行われるため、上部ドライウェル１５ａにおける水蒸気割合が下部ドライウェル１５ｂに比べて増加する。したがって、上部ドライウェル１５ａでは下部ドライウェル１５ｂよりも非凝縮性ガスの分圧比が相対的に低下するようになる。原子炉格納容器冷却設備２０にあっては、この非凝縮性ガスの分圧比が相対的に低下する上部ドライウェル１５ａから優先的に水蒸気を取り込む結果、熱交換器２２の熱交換機能低下すなわち原子炉格納容器冷却設備２０の冷却機能低下を抑制することができる。
【００３９】
（３）凝縮水ドレン配管２５は、保温材１９を周方向に取り囲み凝縮水が流通するリング状のヘッダ管２６と、このヘッダ管２６の周方向に沿って間隔を置いて複数設けられる凝縮水の放出口２７とを有する。このため、保温材１９の構造を変更することなく且つ原子炉通常運転時に要求される保温材１９の保温性能を損なうことなく、（２）の効果を得ることができる。
【００４０】
（第２実施形態）
図５は本発明に係る原子炉格納容器冷却設備の第２実施形態を示す要部拡大断面図である。本実施形態は、第１実施形態の原子炉格納容器冷却設備２０における凝縮水ドレン配管２５の構成を変更した例である。なお、第１実施形態と同様の構成は同一符号を付して説明を省略し、第１実施形態の構成を変更し或いは新たに追加した構成は符号に「Ａ」を付して説明する。
【００４１】
本実施形態の凝縮水ドレン配管２５Ａは、ヘッダ管２６Ａを有する。
【００４２】
ヘッダ管２６Ａは、第１実施形態と同様に熱交換器２２（図１参照）から引き出された凝縮水が流通するリング状の配管により構成されるが、保温材１９に埋め込まれて原子炉圧力容器１２を周方向に取り囲むように配置される。
【００４３】
また、ヘッダ管２６Ａは、その周方向に沿って間隔を置いて複数設けられる放出口２７Ａを有する。放出口２７Ａは、原子炉圧力容器１２と保温材１９とで形成される隙間を臨むように且つヘッダ管２６を流れる凝縮水が原子炉圧力容器１２の側面に向かって放出されるように、その角度ないし配置が設定される。
【００４４】
さらに、凝縮水ドレン配管２５Ａは、図４に示すように、折り曲げ部２８Ａを有する。この折り曲げ部２８Ａは、凝縮水ドレン配管２５Ａの一部を下方に凸の曲管で構成したものであり、原子炉通常運転時はその内部に水が滞留可能に設けられる。曲管は、Ｕ字管或いはＶ字管で構成される。なお、図４の符号Ｗは、水面である。
【００４５】
原子炉格納容器冷却設備２０Ａにあっては、第１実施形態の（１）の効果に加え、次の効果を得ることができる。
【００４６】
（４）凝縮水ドレン配管２５Ａは、保温材１９ではなく原子炉圧力容器１２の側面に向かって凝縮水を放出するため、凝縮水は原子炉圧力容器１２の側面を流下していく。このため、凝縮水は原子炉圧力容器１２に付着した放射性核種の崩壊熱を直接的に吸収するようになり、第１実施形態の（１）の効果が高められる。なお、原子炉圧力容器１２を流下する凝縮水は、制御棒駆動機構の案内管（図示省略）などの隙間から下部ドライウェル１５ｂ（図１参照）へと移行して水蒸気となる。凝縮水由来の水蒸気は、ベント管１８を通って最終的にサプレッションプール１７に流入して冷却・凝縮されると共に一部が上部ドライウェル１５ａに移行して熱交換器２２に取り込まれる。
【００４７】
（５）凝縮水ドレン配管２５Ａのヘッダ管は保温材１９に埋め込まれるため、凝縮水ドレン配管２５Ａと保温材１９との構造間隙が生じにくいものとなる。このため、原子炉通常運転時における原子炉圧力容器１２の保温機能を損なうことなく、凝縮水を直接的に原子炉圧力容器１２に放出できる。
【００４８】
（６）凝縮水ドレン配管２５Ａは部分的に下方に凸のＵ字管を用いて構成され、このＵ字管に水が貯められる。したがって、Ｕ字管の滞留水が障壁となって、原子炉圧力容器１２と保温材１９の構造空間に満たされる雰囲気ガスは凝縮水ドレン配管２５Ａの上流側に移行しにくいものとなる。すなわち、原子炉圧力容器１２と保温材１９の間に滞留する熱が凝縮水ドレン配管２５Ａから漏れ難いものとなる。その結果、原子炉通常運転時における原子炉圧力容器１２の保温機能を損なうことなく、凝縮水を直接的に原子炉圧力容器１２に放出できる。
【００４９】
（第３実施形態）
図６は本発明に係る原子炉格納容器冷却設備２０の第３実施形態を示す要部拡大断面図である。本実施形態は、第２実施形態の原子炉格納容器冷却設備２０Ａにおいて凝縮水の放出口２７Ａを変形した例である。なお、第２実施形態と同様の構成は同一符号を付して説明を省略し、第２実施形態の構成を変更し或いは新たに追加した構成は符号に「Ｂ」を付して説明する。
【００５０】
図５に示すように、原子炉格納容器冷却設備２０Ｂは、ノズル２９Ｂを有する。このノズル２９Ｂは、第２実施形態の放出口２７Ａ（図５参照）の縁から延設され、熱交換器２２（図１参照）から引き出された凝縮水の放出部を成す。
【００５１】
ノズル２９Ｂは、保温材１９を外側から内側へと貫通して設けられ、凝縮水が原子炉圧力容器１３の側面に向かって放出されるよう角度が設定される。なお、ノズル２９Ｂの管壁には、保温材１９が密着される。
【００５２】
原子炉格納容器冷却設備２０Ｂにあっては、第１実施形態の（１）の効果ならびに第２実施形態の（４）〜（６）の効果に加え、次の効果を得ることができる。
【００５３】
（７）凝縮水ドレン配管２５Ｂの放出口は、原子炉圧力容器１２の周囲を覆う保温材を外側から内側に向かって貫通するノズル２９Ｂを用いて構成される。すなわち、原子炉圧力容器１２に対して直接的に凝縮水を放出する構成において、原子炉圧力容器１２と保温材１９の構造空間に満たされる雰囲気ガスが保温材１９の外部へ漏れにくいものとなる。このため、原子炉通常運転時における原子炉圧力容器１２の保温機能を損なうことなく、凝縮水を直接的に原子炉圧力容器１２に放出できる。
【００５４】
以上、本発明に係る原子炉格納容器、原子炉格納容器冷却設備および原子炉格納容器冷却方法を３つの実施形態に基づき説明してきたが、具体的な構成については、これらの実施形態に限られるものではなく、特許請求の範囲に記載の発明の要旨を逸脱しない限り設計の変更や追加等は許容される。
【００５５】
第１実施形態では、凝縮水ドレン配管を用いて凝縮水を保温材の側面に放出する例を示したが、凝縮水を保温材の頂上面に放出するようにしてもよい。また、第２実施形態および第３実施形態では、凝縮水ドレン配管を用いて凝縮水を原子炉圧力容器の側面に放出する例を示しが、凝縮水を原子炉圧力容器の頂上に放出するようにしてもよい。この構成によると、原子炉圧力容器のより広い面積を凝縮水を流れるようになるため、原子炉圧力容器が持つ崩壊熱をより効果的に除去できるようになる。
【００５６】
また、第２実施形態では、原子炉通常運転時には曲管（Ｕ字管等）の内部に水を滞留させる例を示したが、必ずしもＵ字管の内部に水を滞留させる必要はない。Ｕ字管の内部では温度成層が生じるため、原子炉圧力容器と保温材の間の雰囲気ガスがＵ字管よりも上流側に移動することが抑制されるからである。
【符号の説明】
【００５７】
１０……原子炉格納容器，  １１……炉心，  １２……原子炉圧力容器，  １３……生体遮蔽壁，  １３ａ……生体遮蔽壁の開口部，  １４……主蒸気管，  １５……ドライウェル，  １５ａ……上部ドライウェル，  １５ｂ……下部ドライウェル，  １６……サプレッションチェンバ，  １７……サプレッションプール，  １８……ベント管，  １９……保温材，  ２０……原子炉格納容器冷却設備，  ２１……熱交換プール，  ２２……熱交換器，  ２２ａ……伝熱管，２３……水蒸気吸い込み管，  ２４……非凝縮性ガスベント配管，  ２５，２５Ａ……凝縮水ドレン配管，  ２６，２６Ａ……ヘッダ管，  ２７，２７Ａ……放出口，  ２８Ａ……折り曲げ部，  ２９Ｂ……ノズル，  Ｄ……凝縮水の放出方向，  Ｗ……水面。
【図１】
2010203858.tif 000003
【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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