(57)【要約】【課題】沸騰水型原子炉の停止時に、原子炉圧力容器の上蓋を早期に開放できるようにする。【解決手段】沸騰水型原子炉は、上部開放端を有する本体胴３８と本体胴３８の上部開放端の上を開閉可能に覆う上蓋２とを備えた原子炉圧力容器１と、原子炉圧力容器１内で、上部開放端よりも下方の高さ位置に配置された炉心３４と、本体胴３８の側面を貫通して原子炉圧力容器１内で上部開放端と同じ高さ位置またはそれよりも高い位置に開口部を有する貫通配管３と、を有する。貫通配管３はドライウェルサンプ６、サプレッションプール３３、水位計７、窒素ガス注入ライン５０のいずれかに接続されている。貫通配管３は、上蓋２２をその内側から冷却するスプレイ水を原子炉圧力容器１内に供給するためのヘッドスプレイラインに接続されていてもよい。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
上部開放端を有する本体胴とこの本体胴の上部開放端の上を開閉可能に覆う上蓋とを備えた原子炉圧力容器と、
前記本体胴の側面を貫通して前記原子炉圧力容器内で前記上部開放端と同じ高さ位置またはそれよりも高い位置に開口部を有する貫通配管と、
を有すること、を特徴とする沸騰水型原子炉。
【請求項２】
前記原子炉圧力容器を収容するドライウェルを備えた原子炉格納容器と、
前記原子炉圧力容器外で前記ドライウェル内に配置されたサンプと、
をさらに有し、
前記貫通配管は前記サンプに接続されていることを特徴とする請求項１に記載の沸騰水型原子炉。
【請求項３】
前記原子炉圧力容器を収容するドライウェルと、サプレッションプールを備えて前記ドライウェルに連通するウェットウェルと、を備えた原子炉格納容器を有し、
前記貫通配管は前記サプレッションプールに接続されていることを特徴とする請求項１または請求項２に記載の沸騰水型原子炉。
【請求項４】
前記原子炉圧力容器を収容するドライウェルを備えた原子炉格納容器と、
前記原子炉圧力容器外で前記ドライウェル内に配置された水位計と、
を有し、
前記貫通配管は前記水位計に接続されていることを特徴とする請求項１ないし請求項３のいずれか一項に記載の沸騰水型原子炉。
【請求項５】
前記貫通配管は前記原子炉圧力容器の外側で窒素ガスを注入するラインに接続されていることを特徴とする請求項１ないし請求項４のいずれか一項に記載の沸騰水型原子炉。
【請求項６】
前記貫通配管は、前記上蓋をその内側から冷却するスプレイ水を前記原子炉圧力容器内に供給するためのヘッドスプレイラインに接続されていることを特徴とする請求項１ないし請求項５のいずれか一項に記載の沸騰水型原子炉。
【請求項７】
前記スプレイ水が前記上蓋の内面に直接かかるように構成されていること、を特徴とする請求項６に記載の沸騰水型原子炉。
【請求項８】
前記本体胴と上蓋の接合部は、本体胴フランジと上蓋フランジとを接合するフランジ構造であって、
前記スプレイ水が前記本体胴フランジと上蓋フランジの内面に直接かかるように構成されていること、を特徴とする請求項６に記載の沸騰水型原子炉。
【請求項９】
前記ヘッドスプレイラインは、前記原子炉圧力容器内で前記スプレイ水の一部が上向きに噴出するように構成されていること、を特徴とする請求項６ないし請求項８のいずれか一項に記載の沸騰水型原子炉。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、開閉可能な上蓋を備えた原子炉圧力容器を有する沸騰水型原子炉に関する。
【背景技術】
【０００２】
従来の沸騰水型原子炉の例を、図５を用いて説明する。図５は従来の沸騰水型原子炉を示す図であって、原子炉圧力容器の要部立断面とベントラインおよびヘッドスプレイラインの系統構成を示す図である。
【０００３】
従来の原子力プラントの原子炉圧力容器１のベントライン２１は、原子炉停止時において、原子炉圧力容器１内部の気体および蒸気を排出または供給するために設置され、原子炉圧力容器上蓋２を貫通している。原子炉圧力容器１の頂部に設置されているベントライン２１には、原子炉の運転中に原子炉圧力容器１の頂部に蓄積する可能性のある非凝縮性ガスを排出するため、ベント管の一端を主蒸気管２０に接続して非凝縮性ガス排出ライン２３が設置されている。
【０００４】
また、ベントライン２１と分岐してヘッドスプレイライン２２が設置されている（特許文献１参照）。原子炉停止時において、ヘッドスプレイライン２２を通して原子炉圧力容器上蓋２内の気相部にスプレイすることにより、ドライヤ２６から放出された蒸気を冷却することが可能である。
【０００５】
さらに、原子炉の起動時および停止時に、原子炉圧力容器１内部の水位を上下させる必要があり、これを監視するために原子炉水位計７が設けられている。原子炉水位計７の上側の取り出し点を原子炉圧力容器１の頂部から分岐させて取り出している。
【０００６】
原子炉圧力容器１内部の炉心３４内にある燃料は、原子炉の停止時も崩壊熱を出し続けている。この崩壊熱を除去するため、原子炉圧力容器１内の原子炉水の一部を取り出し、原子炉水循環ポンプ１６により加圧して原子炉水冷却用熱交換器１７を通して冷却を行ない、冷却された水を原子炉圧力容器１内に戻す。
【０００７】
また、原子炉水冷却用熱交換器１７の下流はヘッドスプレイライン２２に通水することも可能で、原子炉圧力容器１に戻す水の一部を利用して通して原子炉圧力容器上蓋２内の気相部にスプレイし、これによって原子炉圧力容器１内の蒸気を冷却することも可能である。
【０００８】
原子炉圧力容器ベントライン２１およびヘッドスプレイライン２２は構成上、原子炉圧力容器１の保温材１５の上に配管が引き廻されており、原子炉圧力容器フランジ２４を開放し原子炉圧力容器上蓋２上部の配管を取り外さない限りは保温材１５を取り外すことができない。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００９】
【特許文献１】特開平１１−２３１０８８号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１０】
原子炉の停止期間を短縮させることは、原子力プラントの稼働率を向上させるために必須であり、近年では、原子炉の冷却速度を向上させ極力原子炉の開放を早く実施するためにヘッドスプレイライン等を使用して原子炉上部の冷却を行なっている。
【００１１】
原子炉の停止中で炉水温度が１００℃以上の場合は、原子炉圧力容器上蓋２内部は蒸気で満たされているため原子炉圧力容器１に接続されている配管を外すことができず、原子炉圧力容器１の保温材１５も取り外すことができない。
【００１２】
原子炉を早期に開放させるためには、原子炉圧力容器保温材１５を早期に取り除き、炉水温度が１００℃より十分に低下したら早急に原子炉圧力容器上蓋２を取り外すのが望ましい。
【００１３】
原子炉圧力容器上蓋２を取り外すには、原子炉圧力容器フランジ５を締め付けているスタッドボルト１１を緩める作業を早急に行なう必要がある。しかし、ヘッドスプレイライン２２は直接原子炉圧力容器１内壁にスプレイ水がかかる構造になっていないため、ヘッドスプレイライン２２を使用した場合においても原子炉圧力容器１の冷却に時間がかかっている。
【００１４】
この発明はかかる事情に鑑みてされたものであって、沸騰水型原子炉の停止時に、原子炉圧力容器の上蓋を早期に開放できるようにすることを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１５】
上記目的を達成するために、本発明に係る沸騰水型原子炉は、上部開放端を有する本体胴とこの本体胴の上部開放端の上を開閉可能に覆う上蓋とを備えた原子炉圧力容器と、前記本体胴の側面を貫通して前記原子炉圧力容器内で前記上部開放端と同じ高さ位置またはそれよりも高い位置に開口部を有する貫通配管と、を有すること、を特徴とする。
【発明の効果】
【００１６】
この発明によれば、沸騰水型原子炉の停止時に、原子炉圧力容器の上蓋を早期に開放できる。
【図面の簡単な説明】
【００１７】
【図１】本発明に係る沸騰水型原子炉の第１の実施形態を示す図であって、原子炉圧力容器の要部立断面とベントラインの系統構成を示す図。
【図２】本発明に係る沸騰水型原子炉の第２の実施形態を示す図であって、原子炉圧力容器の要部立断面とヘッドスプレイラインの系統構成を示す図。
【図３】図２のヘッドスプレイラインの構成を示す模式的部分立断面図。
【図４】図２および図３のヘッドスプレイラインの構成を示す模式的部分平断面図。
【図５】従来の沸騰水型原子炉を示す図であって、原子炉圧力容器の要部立断面とベントラインおよびヘッドスプレイラインの系統構成を示す図。
【発明を実施するための形態】
【００１８】
以下、図１ないし図４を参照しながら、本発明に係る沸騰水型原子炉の実施形態について説明する。ここで、図５に示した従来技術と同一または類似の部分には共通の符号を付して重複説明は省略する。
【００１９】
［第１の実施形態］
本実施形態では、原子炉圧力容器内部のベントラインについて述べる。図１は、本発明に係る沸騰水型原子炉の第１の実施形態を示す図であって、原子炉圧力容器の要部立断面とベントラインの系統構成を示す図である。
【００２０】
原子炉格納容器３０は、互いに連通するドライウェル３１とウェットウェル３２とに区画され、ドライウェル３１内に原子炉圧力容器２が配置されている。また、ウェットウェル３２にはサプレッションプール３３が配置されている。
【００２１】
原子炉圧力容器２０は軸を鉛直にするほぼ円筒状の容器であって、上端に上部開口端を有する本体胴３８と、この上部開口端を覆うように配置された圧力容器上蓋２とを有する。本体胴３８と圧力容器上蓋２との接合部はフランジ構造であって、本体胴３８の上端に形成された本体胴フランジ５ａと圧力容器上蓋２の下端に形成された上蓋フランジ５ｂとが、複数のスタッドボルト１１によって締め付けられて結合されている。圧力容器上蓋２の外側は保温材１５によって覆われている。なお、図示を省略するが、本体胴３８の周囲も保温材で覆われている。
【００２２】
原子炉圧力容器２０内には炉心３４、セパレータ２７およびドライヤ２６が配置されている。少なくとも炉心３４およびセパレータ２７は、本体胴フランジ５ａよりも下方に位置している。
【００２３】
主蒸気管２０は本体胴３８に接続され、その途中に弁１８（常時開）が配置されている。
【００２４】
原子炉圧力容器ベントライン３が、本体胴３８を貫通している。原子炉圧力容器ベントライン３は原子炉圧力容器１内で、原子炉圧力容器上蓋２の内壁面に沿って上方に延びている。
【００２５】
原子炉圧力容器ベントライン３は、原子炉圧力容器１の外側でほぼ水平に延びる気相配管４０により原子炉水位計凝縮槽８に接続されている。原子炉水位計凝縮槽８から下方に延びた水配管４１は、原子炉水位計７を経てさらにその下方で原子炉圧力容器１に接続されている。気相配管４０から分岐した配管４２は、ドレン弁１９（常時閉）を経てドライウェルサンプ６に接続されている。ドレン弁１９の下流側（下方）で配管４２から分岐した配管４３は真空破壊弁２８に接続されている。ドレン弁１９の下流側で配管４２から分岐した配管４４は、弁４５（常時閉）を経てサプレッションプール３３に接続されている。
【００２６】
気相配管４０の途中には、窒素ガス封入ライン５０が分岐して設けられ、窒素ガスボンベ９から供給される窒素ガスが窒素ガス供給弁５２を介して気相配管４０に供給可能である。
【００２７】
この原子炉圧力容器ベントライン３の構成によれば、原子炉圧力容器上蓋２を貫通せずに、原子炉の耐圧試験実施時や原子炉の水張り時の水位上昇のために原子炉圧力容器ベントライン３を使用することが可能である。
【００２８】
また、原子炉圧力容器上蓋２の貫通口が無くなることで、原子炉圧力容器上蓋２の保温材１５と原子炉圧力容器のベントラインとの干渉が無くなるため、原子炉停止後の減圧中に原子炉圧力容器上蓋２の保温材１５を取り外すことができて、原子炉の開放を早期に行なうことができる。このベントラインは原子炉圧力容器上蓋２に据え付けられており、本体胴フランジ５ａの下部で本体胴３８を貫通している配管４０とフランジ４にて接続されている。また、原子炉の水位を本体胴フランジ５ａの高さレベル程度までしか上げない場合はベントラインの開口位置を本体胴フランジ５ａの高さレベルかその上方とし、原子炉圧力容器上蓋２にベントを設置しない構成とすることも可能である。
【００２９】
原子炉圧力容器１のベント時に放出ラインをドライウェルサンプ６に接続することにより、原子炉圧力容器ベント開放時にドライウェル３１内の蒸気の分散を防ぐことができる。
【００３０】
原子炉圧力容器ベントライン３の放出先をドライウェルサンプ６の代わりに、事故時にヒートシンクとして使用するサプレッションプール３３に放出することも可能である。
【００３１】
原子炉停止時や起動時に原子炉水位を上下させるときに水位の監視を行なうために、原子炉水位計７が設置されている。このため、原子炉水位計７による計測時の上側の取り出し点としてこのベントライン３を利用し、原子炉水位計７に設置されている凝縮槽８に接続することが可能である。ドレン弁１９を開くことで基準水位を一定に保つことができる。
【００３２】
原子炉の停止時に原子炉水位を上昇させる際に、安定した水位の上昇を行なうために、窒素ガス封入ライン４４を通じて、原子炉圧力容器ベントライン３に窒素ガスを送り込んで、窒素ガスを封入して蒸気を置換することもできる。この窒素ガスの封入により、原子炉停止時に頂部に蓄積した非凝縮性ガスを希釈し、置換する際にも使用することができる。
【００３３】
［第２の実施形態］
図２は本発明に係る沸騰水型原子炉の第２の実施形態を示す図であって、原子炉圧力容器の要部立断面とヘッドスプレイラインの系統構成を示す図である。図３は図２のヘッドスプレイラインの構成を示す模式的部分立断面図であり、図４は図２および図３のヘッドスプレイラインの構成を示す模式的部分平断面図である。
【００３４】
本実施形態では、原子炉圧力容器内部のヘッドスプレイラインについて述べる。
【００３５】
原子炉圧力容器ヘッドスプレイライン１０が原子炉圧力容器上蓋２を貫通しないで本体胴３８の側面を貫通している。
【００３６】
さらに、ヘッドスプレイライン１０からのスプレイ水を本体胴フランジ５ａおよび上蓋フランジ５ｂの内面に向けて直接吹き付けるスプレイノズル１２を設けることにより、原子炉停止時における原子炉の冷却速度を向上させることが可能である。本ヘッドスプレイライン１０は原子炉圧力容器上蓋２に据え付けられており、本体胴３８を貫通している配管とフランジ４にて接続されている。スプレイノズル１３は、斜め下向きに設置されており、原子炉圧力容器１の内壁面に当たったスプレイ水は壁面に液膜を形成して壁面を冷却できるようになっている。
【００３７】
原子炉冷却時に原子炉圧力容器１のフランジ、すなわち本体胴フランジ５ａと上蓋フランジ５ｂとを締め付けているスタッドボルト１１の部分が温度の降下速度が遅く、スタッドボルト１１の温度が十分に下がらなければスタッドボルト１１を緩めて原子炉圧力容器１の開放を行なうことができない。このため、ヘッドスプレイライン１０を原子炉圧力容器フランジ５ａ，５ｂの内側にかかるスプレイノズル１２を設置することでフランジ５ａ，５ｂの冷却を促進させることが可能である。
【００３８】
同じく原子炉冷却時に原子炉圧力容器上蓋２内部の蒸気の冷却を促進するために、原子炉圧力容器フランジ５ａ，５ｂよりも上の内壁面に直接かかるスプレイノズル１３を設けることにより、原子炉圧力容器上蓋２を冷却する。また、原子炉圧力容器フランジ５ａ，５ｂの内側部分は原子炉圧力容器フランジ上蓋２にスプレイされて流れ落ちていく過程で液膜が形成されるため冷却が可能である。また、スプレイノズル１２を別に設置することも可能である。
【００３９】
さらに原子炉圧力容器ヘッドスプレイライン１０から放出されるスプレイノズルの一部を原子炉圧力容器上蓋２内部の気相部にスプレイされるスプレイノズル１４を設けることにより蒸気の顕熱を吸収することも可能である。原子炉圧力容器上蓋２の冷却用のスプレイノズル１３および原子炉圧力容器フランジ５の内側部分の冷却用のスプレイノズル１２を別に設置することも可能である。
【００４０】
この実施形態によれば、原子炉圧力容器上蓋２の貫通口が無くなり、原子炉圧力容器上部の保温材１５と原子炉圧力容器のベントラインとの干渉が無くなるため、原子炉停止後の減圧中に保温材１５を取り外すことができて、原子炉の開放を早期に行なうことが可能である。
【００４１】
［他の実施形態］
上記各実施形態は単なる例示であって、本発明はこれらに限定されるものではない。
【００４２】
たとえば、第１の実施形態における原子炉圧力容器ベントライン３の原子炉圧力容器１外の接続関係で、必ずしも、水位系７、窒素ガス封入ライン５０、ドライウェルサンプ６、サプレッションプールのすべてに接続されていなくてもよく、そのうちの一部のみに接続されていてもよい。
【００４３】
また、第２の実施形態におけるヘッドスプレイライン１０で、原子炉圧力容器フランジ内側冷却用スプレイノズル１２、原子炉圧力容器上蓋冷却用スプレイノズル１３、原子炉圧力容器上蓋気相部冷却用スプレイノズル１４のすべてが設置されている必要はなく、それらの一部が設置されているものであってもよい。
【００４４】
また、第１の実施形態の原子炉圧力容器ベントライン３の種々の組み合わせと、第２の実施形態のヘッドスプレイライン１０の種々の組み合わせとを任意に組み合わせて接続することができる。
【符号の説明】
【００４５】
１：原子炉圧力容器、２：原子炉圧力容器上蓋、３：原子炉圧力容器ベントライン、４：ヘッドスプレイラインフランジ、５：原子炉圧力容器フランジ、５ａ：本体胴フランジ、
５ｂ：上蓋フランジ、６：ドライウェルサンプ、７：原子炉水位計、８：原子炉水位計凝縮槽、９：窒素ガスボンベ、１０：ヘッドスプレイライン、１１：原子炉圧力容器スタッドボルト、１２：原子炉圧力容器フランジ内側冷却用スプレイノズル、１３：原子炉圧力容器上蓋冷却用スプレイノズル、１４：原子炉圧力容器上蓋気相部冷却用スプレイノズル、１５：原子炉圧力容器保温材、１６：原子炉水循環ポンプ、１７：原子炉水冷却用熱交換器、１８：弁（常時開）、１９：弁（常時閉）、２０：主蒸気管、２１：従来の原子炉圧力容器ベントライン、２２：従来のヘッドスプレイライン、２３：非凝縮ガス排出ライン、２４：配管フランジ、２５：スプレイ水、２６：ドライヤ、２７：セパレータ、２８：真空破壊弁、３０：原子炉格納容器、３１：ドライウェル、３２：ウェットウェル、３３：サプレッションプール、３４：炉心、３８：本体胴、４０：気相配管、４１：水配管、４２，４３，４４：配管、４５：弁、５０：窒素ガス封入ライン、５２：弁
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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