(57)【要約】【課題】経済性、安全性、および信頼性の高い小型の加圧水型原子炉を提供する。【解決手段】１次冷却材で冷却される炉心１を収納する原子炉圧力容器２と、１基のみ設置された蒸気発生器３と、原子炉圧力容器２と蒸気発生器３を結ぶホットレグ配管５と、同じくコールドレグ配管４ａ、４ｂと、少なくとも２基設置された１次冷却材ポンプ６ａ、６ｂと、１次冷却材が流れる１次冷却材圧力バウンダリー内を加圧する加圧器８０とからなる１次系と、蒸気発生器の細管破断事故時に１次系圧力を２次系圧力と均圧化させる１次系減圧手段である静的冷却減圧系３０と、１次系を格納し空冷で冷却できる原子炉格納容器を備える。【選択図】図２
2010085282.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
高圧の１次冷却材で冷却される炉心を収納する１基だけの原子炉圧力容器と、
前記炉心で加熱されて前記原子炉圧力容器外に取り出された１次冷却材が流通する複数の細管と、これらの細管を収容してそれらの細管の周囲に前記１次冷却材よりも低圧で大気圧よりも高圧の２次冷却材を導くように構成された一つの胴部とを備えて前記２次冷却材の蒸気を生成する１基だけの蒸気発生器と、
前記炉心で加熱された前記１次冷却材を前記原子炉圧力容器から前記蒸気発生器の前記細管内に導くホットレグ配管と、
前記蒸気発生器の前記細管を通った後の前記１次冷却材を前記原子炉圧力容器に戻すための、互いに並列の少なくとも２本のコールドレグ配管と、
前記少なくとも２本のコールドレグ配管内の前記１次冷却材を前記原子炉圧力容器に向けて駆動する少なくとも２基の１次冷却材ポンプと、
前記１次冷却材が流れる１次冷却材圧力バウンダリー内に連通して設けられて、内部に１次冷却材の液面が形成されて１次冷却材圧力バウンダリー内を加圧する加圧器と、
前記原子炉圧力容器、蒸気発生器、ホットレグ配管、コールドレグ配管、１次冷却材ポンプおよび加圧器の全体を格納する原子炉格納容器と、
前記蒸気発生器の細管の一部が破断する事故が発生した場合に、前記１次系内の圧力を前記２次冷却材が流れる２次系内の圧力と均圧化させる１次系減圧手段と、
を有する加圧水型原子力プラント。
【請求項２】
前記原子炉１次系減圧手段は、
冷却水を貯える冷却水プールと、
前記冷却水プール内に浸漬された熱交換器と、
前記加圧器の前記１次冷却材の液面の上方の気相部と前記熱交換器とを連絡し、並列分岐部を備えた蒸気供給配管と、
前記蒸気供給配管の並列分岐部の一つに設けられた蒸気供給弁と、
前記蒸気供給配管の並列分岐部の他の一つに設けられた減圧弁と、
前記蒸気供給配管から前記熱交換器を介して連通して前記１次冷却材圧力バウンダリーの液相部に延びる凝縮水戻り配管と、
前記凝縮水戻り配管に設けられた注入弁と、
を備えた静的冷却減圧系を有すること、を特徴とする請求項１に記載の加圧水型原子力プラント。
【請求項３】
前記蒸気発生器の２次冷却材が流れる領域の圧力高と、水位高と、放射能レベル高のうちの少なくとも一つを検出することによって、蒸気発生器細管破断事故発生信号を発生する蒸気発生器細管破断事故検出器と、
前記蒸気発生器細管破断事故発生信号により前記静的冷却減圧系を自動的に起動する静的冷却減圧系自動起動手段と、
をさらに有することを特徴とする請求項２に記載の加圧水型原子力プラント。
【請求項４】
前記冷却水プールは前記原子炉格納容器内に配置されていることを特徴とする請求項２または請求項３に記載の加圧水型原子力プラント。
【請求項５】
前記冷却水プールは前記原子炉格納容器外に配置されていることを特徴とする請求項２または請求項３に記載の加圧水型原子力プラント。
【請求項６】
前記原子炉格納容器は鋼製であり、
前記原子炉格納容器の上方に配置されて冷却水が貯えられた上部プールと、
前記上部プール内の冷却水を重力によって前記原子炉格納容器の外壁に沿って流す放水手段と、
をさらに有すること、
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加圧水型原子力プラント。
【請求項７】
前記原子炉格納容器は、鋼製であり、外気の自然循環により外壁が冷却されるように構成されていること、
を特徴とする請求項１ないし請求項６のいずれか一項に記載の加圧水型原子力プラント。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、加圧水型原子力プラントに関し、特に単純化と静的安全性の向上を図った加圧水型原子力プラントに関する。
【背景技術】
【０００２】
一般的に、加圧水型軽水炉（ＰＷＲ）は、発電用や水素製造等に使用する商業用原子力プラントの場合には、国の安全基準を満たす必要があり、蒸気発生器および１次冷却材ループの最小数は２ループとなっている。
【０００３】
従来の典型的な２ループのＰＷＲでは、原子炉圧力容器を中心に左右対称に二つの１次冷却材ループが設置されている。各１次冷却材ループには、それぞれ１次冷却材ポンプと蒸気発生器が設けられ、蒸気発生器と原子炉圧力容器はホットレグ配管とコールドレグ配管により連結されている。１次冷却材ポンプはコールドレグ配管上に設置されている。また、２系統ある非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）は、コールドレグ配管上に設けられた注入ノズルより冷却水を注入する。２系統あるＥＣＣＳ注入配管は、タイラインにより互いに連結されており、いずれのコールドレグ配管にも注水可能なように構成されている。
【０００４】
このように１次冷却材ループの数が２個必要となる安全設計上の理由は以下のとおりである。
【０００５】
（１）  １台ポンプトリップの過渡事象対応
１台ポンプトリップの過渡事象の際に、２台目の１次冷却材ポンプが動き続けることにより炉心燃料の冷却に必要な炉心流量を確保し、燃料の健全性と再使用性を保証する。２台目の１次冷却材ポンプが存在しなければ、１台ポンプトリップは、全台ポンプトリップと全く同一の厳しい事故事象となり、過渡事象の安全基準を満足することができなくなってしまう。
【０００６】
（２）  １台ポンプ軸固着事故対応
１台の１次冷却材ポンプの回転体が運転中に突然ロックされるポンプ軸固着事故時に２台目の１次冷却材ポンプが慣性でコースト・ダウンすることにより、炉心の冷却に必要な最小限の炉心流量を確保し、炉心燃料の損傷を最小限度に制限し、また、１次冷却材圧力バウンダリーの過圧を防止することにより事故時の安全基準を満足する。２台目の１次冷却材ポンプが存在しなければ、ポンプ軸固着事故により直ちに炉心流量が不足し、炉心燃料の過大な損傷および１次冷却材圧力バウンダリーの過圧が発生する。
【０００７】
（３）  冷却材喪失事故対応
冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）時に、１本のコールドレグ配管が破断するとこのコールドレグ配管に注入する非常用炉心冷却系はそのままでは機能喪失してしまう。一方の非常用炉心冷却系は単一故障基準により機能喪失を仮定する。このような場合でも、健全側の非常用炉心冷却系が、タイラインを介して、健全側のコールドレグ配管に注水することにより、炉心燃料の冷却を行なう。２本目の健全なコールドレグ配管がなければ、非常用炉心冷却系は２系統とも機能喪失してしまう。
【０００８】
（４）  蒸気発生器細管破断事故対応
蒸気発生器細管破断事故（ＳＧＴＲ）が発生した際に、健全側の蒸気発生器を使用して１次系の減圧を行ない、２次系の圧力と均圧化することにより、破損側蒸気発生器からの原子炉冷却材の２次系への流出を停止する。２基目の蒸気発生器がないと、他には加圧器の逃がし弁（ＰＯＲＶ）もしくは加圧器スプレーによる減圧しかできないため、１次冷却材の２次側への流出が長期化してしまう。１次冷却材の流出が長期化すると、蒸気発生器の逃がし弁から環境への１次冷却材の放出も長期化してしまう。
【０００９】
以上の理由により、従来のＰＷＲの１次冷却材ループの数は、最低２ループが必要となっている。また、２ループ構成のＰＷＲは、従来のＰＷＲとしては最小の構成となるため、２ループのＰＷＲの電気出力は、一般に３００ＭＷｅから６００ＭＷｅであって、商業炉としては小型炉となっている。基本的に５０年以上前の設計思想が用いられており、ＥＣＣＳ等の安全系はポンプ等の動的機器が多く使用されている。このため長時間の全交流電源喪失（ＳＢＯ）が発生すると原子炉の安全性を維持できないという問題があった。
【００１０】
また、ＰＷＲの電気出力を大きくする手段としては、１次冷却材ループの数を３ループ、４ループと増加させる方法が取られてきた。３ループのＰＷＲの電気出力は、一般的に８００ＭＷｅから９００ＭＷｅの中型炉となっている。４ループのＰＷＲの電気出力は１１００ＭＷｅクラス以上の大型炉となっている。
【００１１】
従来の４ループＰＷＲにおいては、原子炉圧力容器の周囲に、４つの１次冷却材ループが設置されている。各１次冷却材ループには、２ループのＰＷＲと同様に、それぞれ１基の１次冷却材ポンプと蒸気発生器が設置されている。最近では、４ループのＰＷＲでは電気出力が１６００ＭＷｅクラス以上の超大型炉が建設、あるいは計画されている。このような超大型炉の蒸気発生器は高さが約２０ｍもあり、これを４基も格納するため原子炉格納容器の体積は約８００００ｍ３と極めて大型なものとなっている。また、このような単にループ数を増大させて原子炉出力を大型化するＰＷＲでは、５０年以上前の２ループのＰＷＲと設計思想は共通となっており、電動ポンプを全く使用しない静的安全システムの全面的な採用は実施されていない。
【００１２】
これに対し、１次冷却材ループの数を２ループのまま原子炉出力を大きくし、かつ、電動ポンプを全く使用しない静的安全系のみで事故時の安全基準を満足させることが可能な静的安全ＰＷＲの例としてＡＰ１０００がある（たとえば、非特許文献１参照）。以下、図５ないし図９を参照して、このＡＰ１０００について説明する。
【００１３】
図５は従来の静的安全ＰＷＲ（ＡＰ１０００）の２ループの１次冷却材ループ構成を示す平面図である。また、図６は図５の蒸気発生器と１次冷却材ポンプの構成を示す立面図、図７は図６の蒸気発生器と１次冷却材ポンプの側面図であって、蒸気発生器の内部を断面で示す図である。また、図８は図５の静的安全ＰＷＲに用いられる原子炉格納容器およびその内部を示す立断面図、図９は図５の静的安全ＰＷＲに用いられる１次冷却材圧力バウンダリーおよび静的冷却減圧系のブロック系統図である。
【００１４】
図５において、炉心１は原子炉圧力容器２内に収納されている。原子炉圧力容器２を中心に左右対称に２ループの１次冷却材ループ５０ａ、５０ｂが設置されている。それぞれの１次冷却材ループには、蒸気発生器３ａ、３ｂが設置されている。蒸気発生器３ａ、３ｂと原子炉圧力容器２はそれぞれホットレグ配管５ａ、５ｂとコールドレグ配管４ａ、４ｂ、４ｃ、４ｄにより接続されている。また、蒸気発生器３ａの下部には２基の１次冷却材ポンプ６ａ、６ｂが、蒸気発生器３ｂの下部には２基の１次冷却材ポンプ６ｃ、６ｄが、それぞれ直接設置されている。２系統ある非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）は直接容器注入ノズル５８ａ、５８ｂから直接、原子炉圧力容器２内に冷却水を注入する。このため、コールドレグ配管等が破断する冷却材喪失事故が発生してもＥＣＣＳが機能喪失することはない。
【００１５】
ＡＰ１０００の電気出力は、約１１１７ＭＷｅであり、従来であれば４ループの大型ＰＷＲの分類に属している。そのため、コールドレグ配管と１次冷却材ポンプは４つ設置されている。しかし、各蒸気発生器の容量を大きくし蒸気発生器とホットレグ配管の数を２つに低減し、４ループを２ループに削減することに成功している。これにより、原子炉格納容器内の配置効率が大幅に向上し、原子炉格納容器の体積を約５８０００ｍ３と小型化することにも成功している。これらを可能としたのは、蒸気発生器に直接設置された１次冷却材ポンプの構造によっている。
【００１６】
図６および図７は、従来の静的安全炉であるＡＰ１０００の蒸気発生器と１次冷却材ポンプの設置方法を示す構造図である。２基ある蒸気発生器の構造は、同一であるため、１基の蒸気発生器３ａのみを図示して説明する。
【００１７】
蒸気発生器３ａの下部のチャンネル・ヘッド９１に２基の１次冷却材ポンプ６ａ、６ｂが直接接続されている。
【００１８】
図７は、図６と直角方向に視点を変えた蒸気発生器３ａと１次冷却材ポンプ６ａの接続状態を示している。この視点では、２基の１次冷却材ポンプは重なってしまうので、１次冷却材ポンプ６ａのみを示している。また、蒸気発生器の内部構造も示している。
【００１９】
蒸気発生器３ａの胴部２２の内部には、逆Ｕ字型をした伝熱管である細管９２が多数設置されている。図７では細管は１本のみを示している。細管９２は、管板９３の上に設置されており、この管板９３と細管９２によって、蒸気発生器の内部は１次側９４と２次側９５に分離されている。
【００２０】
細管９２の内側と管板９３の下部を蒸気発生器の１次側と呼ぶ。また、管板９３の上部で細管９２の外側の部分を蒸気発生器の２次側と呼ぶ。蒸気発生器の１次側および蒸気発生器の１次側に接続されている系統を１次系と呼ぶ。反対に、蒸気発生器の２次側および蒸気発生器の２次側に接続される系統（図示せず。）を２次系と呼ぶ。
【００２１】
管板９３の下には、１次側である水室９６がある。水室９６は仕切板９７により、入口側と出口側に仕切られている。入口側には、１個の入口ノズル９８があり、この入口ノズルにホットレグ配管５ａが接続される。水室の出口側には、２基の１次冷却材ポンプ６ａ、６ｂが接続されている。冷却材は２基の１次冷却材ポンプによって吸引され、１次冷却材ポンプの出口ノズル９９から吐出される。この出口ノズル９９には、コールドレグ配管４ａ、４ｂが接続される。１基の蒸気発生器に２基の１次冷却材ポンプが接続されるため、１基の蒸気発生器には、合計２本のコールドレグ配管が接続される。
【００２２】
図８で、炉心１は、原子炉圧力容器２の内部に収納されている。原子炉圧力容器２は、２基の蒸気発生器３ａ、３ｂと、それぞれコールドレグ配管４（４ａ、４ｂ、４ｃ、４ｄ）およびホットレグ配管５（５ａ、５ｂ）により連結されている。また、１次冷却材ポンプ６（６ａ、６ｂ、６ｃ、６ｄ）が、蒸気発生器３ａ、３ｂの下部に直接設置されている。これらの１次冷却材圧力バウンダリーを構成する機器および配管は、全て原子炉格納容器７の内部に格納されている。
【００２３】
ＡＰ１０００の原子炉格納容器７は、ラージドライと呼ばれるＰＷＲで最も代表的な格納容器であり、鋼製である。鋼製を採用しているのは、事故時に外気で冷却を行なうためである。
【００２４】
原子炉格納容器７の内部には、内部燃料交換用水タンク８が設置されている。この内部燃料交換用水タンク８は、コールドレグ配管４などが破断する冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）が発生した場合には、重力落下式ＥＣＣＳ（ＧＤＣＳ）として機能する。この重力落下式ＥＣＣＳは、他の静的ＥＣＣＳとともに、原子炉格納容器下部をコールドレグ配管４よりも高い位置まで水没冠水する。
【００２５】
その後、循環スクリーン（図示せず。）が開き、常に、原子炉圧力容器２内に水が流入し炉心燃料の冷却が安全に行なわれる設計となっている。原子炉圧力容器２内に流入した水が炉心燃料の崩壊熱で熱せられると水蒸気が発生し、原子炉格納容器７の気相部に充満し、原子炉格納容器７内の温度と圧力が上昇する。
【００２６】
原子炉格納容器７の外部には、遮蔽建屋７１が設置されている。遮蔽建屋７１の最上部には、静的格納容器冷却系（ＰＣＳ）冷却水プール７２が設けられ、その内部にＰＣＳプール水７３が蓄えられている。冷却材喪失事故時には、このＰＣＳプール水７３を原子炉格納容器７の上部から散布する。また、遮蔽建屋７１の外気取入口７４から流入した空気がバッフル板７５と原子炉格納容器７の壁面の間の空間を自然対流で上昇し、遮蔽建屋７１の最上部にある外気放出口７６より大気中に放出される。ＰＣＳプール水７３の散布と、空気の循環の空冷効果の両方の足し合わせによって原子炉格納容器７が安全に冷却される設計となっている。
【００２７】
遮蔽建屋７１は側壁部および天井部ともに大型航空機の落下事故に耐えうる構造となっている。
【００２８】
このようにＡＰ１０００は、外部動力電源を全く必要としない静的安全系のみで、事故時に炉心１と原子炉格納容器７とを極めて高い信頼度で冷却可能な設計となっている。しかし、プラント出力が１１１７ＭＷｅと大出力であるため、事故後の崩壊熱が大きく、事故後約３日間でＰＣＳプール水７３が枯渇する。その後は、再び、ＰＣＳプール水７３を補給する必要がある。すなわち、外気の空冷のみでは冷却できない設計となっている。
【００２９】
図９で、ＡＰ１０００の１次冷却材バウンダリーは、１基の原子炉圧力容器２、２基の蒸気発生器３ａ、３ｂの１次側、これらを結ぶ２本のホットレグ配管５ａ、５ｂ、および４本のコールドレグ配管４ａ、４ｂ、４ｃ、４ｄ、１基の加圧器８０より構成される。コールドレグ配管４ａ、４ｂ、４ｃ、４ｄは、蒸気発生器３ａ、３ｂで冷却された冷却材を１次冷却材ポンプ６ａ、６ｂ、６ｃ、６ｄの駆動力により原子炉圧力容器２内に循環させる。図では、４本のコールドレグ配管のうちのコールドレグ配管４ａ、４ｃのみを示し、４基の１次冷却材ポンプのうちの１次冷却材ポンプ６ａ、６ｂのみを示している。加圧器８０は、サージ配管８１によりホットレグ配管５ａに接続されている。
【００３０】
ＡＰ１０００の静的残留熱除去系（静的ＲＨＲ）６０は、静的ＲＨＲ熱交換器６１を備えている。静的ＲＨＲ熱交換器６１は、原子炉格納容器７内の内部燃料交換用水タンク８に貯えられた燃料交換用水６６に水没するように設置されている。内部燃料交換用水タンク８は、オペレーションフロア・デッキ９０よりも下方に設けられている。静的ＲＨＲ熱交換器６１は、冷却材供給配管６２を介してホットレグ配管５ａに接続されている。冷却材供給配管６２上には、入口弁６３が設けられている。また、静的ＲＨＲ熱交換器６１は、冷却材戻り配管６５を介して、蒸気発生器３ａの出口付近でコールドレグ配管４ａに接続されている。冷却材戻り配管６５上には、出口弁６４が設けられている。
【００３１】
通常運転時には、入口弁６３は常時開とされており、冷却材供給配管６２を介して冷却材が静的ＲＨＲ熱交換器６１に常時供給される。また、通常運転時において、出口弁６４は常時閉とされている。
【００３２】
プラントが通常運転を行なっている際は、出口弁６４が閉鎖されているため、静的ＲＨＲ熱交換器６１内の冷却材がコールドレグ配管４ａの内部を通って原子炉圧力容器２内に循環されることはない。しかし、外部電源喪失や給水喪失のような過渡変化が発生して、蒸気発生器３ａ、３ｂへの給水が停止すると、蒸気発生器３ａ、３ｂの水位低信号により、静的ＲＨＲの出口弁６４が自動的に開になる。これにより、静的ＲＨＲ熱交換器６１内の１次冷却材が冷却材戻り配管６５およびコールドレグ配管４ａを通って、原子炉圧力容器２内に循環される。その駆動源は、炉心１で発生する崩壊熱による１次冷却材の自然循環力でありポンプ等の動的駆動源を必要としない。
【００３３】
また、蒸気発生器細管破断事故（ＳＧＴＲ）が発生した場合には、破断個所より１次冷却材が流出し、加圧器８０の水位低信号により、静的ＲＨＲの出口弁６４が自動的に開になる。これにより、静的ＲＨＲ熱交換器６１内の１次冷却材が冷却材戻り配管６５およびコールドレグ配管４ａを通って、原子炉圧力容器２内に循環される。しかし、静的ＲＨＲによる１次系の減圧は緩慢であり、実際には、同時に非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）が自動起動して冷水を原子炉圧力容器２内に注入することにより急速減圧が行なわれる。減圧後の崩壊熱除去は静的ＲＨＲで円滑に行なわれるので、運転員操作によりＥＣＣＳを停止し事故が終息される。
【００３４】
また、蒸気発生器細管破断事故（ＳＧＴＲ）時には、実際には、加圧器８０の水位低下を補う常用系の化学体積制御系が機能するため、かえって加圧器水位低信号の発生が遅れてしまい、加圧器水位低信号の発生を待っていると１次冷却材の２次系への流出量が増大してしまう。実際には、破断した側の蒸気発生器の２次系圧力および水位等の上昇により蒸気発生器細管破断事故の発生は明らかなため、運転員操作による早い段階からの１次系の減圧が期待されている。
【００３５】
しかしこの段階では、１次冷却材の流出量が少ないため、運転員はＥＣＣＳ水を原子炉圧力容器２内に注入して１次系減圧を行なうことはできない。また、静的ＲＨＲによる１次系減圧は崩壊熱除去しかできず緩慢なため、運転員は、より大きな冷却減圧機能を持つ健全側の蒸気発生器を使用して１次系減圧を行なう。蒸気発生器には崩壊熱の約５０倍の除熱能力があるため健全側の蒸気発生器による１次系減圧は急速に行なわれ、実際には、事故の終息が早期に可能となっている。
【００３６】
このように、従来のＡＰ１０００では、蒸気発生器細管破断事故時に蒸気発生器が２基設置されていることが事故の早期終息のために必要であった。
【００３７】
ＡＰ１０００では、冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）時および全交流電源喪失（ＳＢＯ）時に１次系減圧を急速に行なう目的で自動減圧系（ＡＤＳ）が設置されている。自動減圧系は４段階あり、自動減圧系第１段５１、自動減圧系第２段５２および自動減圧系第３段５３までは、加圧器８０の上部に設置されている。自動減圧系第４段６８は、ホットレグ配管５ａの冷却材供給配管６２の分岐位置と同じ個所に設置されている。
【００３８】
自動減圧系は、作動を開始すると最終的に自動減圧系第４段６８まで作動する。この自動減圧系第４段６８が作動すると、原子炉格納容器７内は、コールドレグ配管４ａ、４ｂの位置まで冠水してしまう。その結果、安全は確保されるが、プラントの財産損失が発生し、プラントの再立ち上げは長期にわたり不可能になってしまう。
【００３９】
蒸気発生器細管破断事故（ＳＧＴＲ）は事故であるが、破損個所は、蒸気発生器の内部に限定されており、蒸気発生器の細管９２を修理・交換すれば早期にプラントの再立ち上げが可能な事故である。したがって、蒸気発生器細管破断事故時に自動減圧系を使用して１次系減圧を行なうことは許されない。運転員による健全側蒸気発生器を用いた１次系減圧も、また、安全系のＥＣＣＳと静的ＲＨＲを用いた１次系減圧も全て安全上の目的に加えて、財産保護  上の目的として自動減圧系の作動回避が意図されている。
【非特許文献１】IAEA−TECDOC−1391、”Status of advanced light water reactor designs 2004”、IAEA、２００４年５月、ｐ．２０７−ｐ．２３１、ｐ．２７９−ｐ．３０６
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００４０】
地球温暖化や原油価格の高騰を受けて、世界的に原子力発電プラントへの期待が高まっている。経済大国では、１０００ＭＷｅクラス以上の大型炉の建設ラッシュが始まろうとしている。一方、開発途上国では、電力需要と電力網の規模の関係で５００ＭＷｅクラス以下の小型炉へのニーズが高い。この傾向は今後ますます強まって行く可能性がある。しかし、小型の原子力プラントは、スケールデメリットにより建設単価の経済性が悪く、設計も大型炉とは異なったユニークなものが多いため要素技術の実証性の確保に問題がある。立地条件も経済大国に比べて悪い場合が多く、これらの国が建設する大型炉よりもむしろ高い安全性が必要とされる。そこで、単純化により経済性を向上させ、静的安全系により安全性を向上させ、大型炉と共通の要素技術により信頼性と実証性を確保した小型ＰＷＲが求められている。
【００４１】
従来のＰＷＲで、最小のループ構成は２ループであり、プラント出力が大型化するに従い、３ループ、４ループと１次系の構造を複雑化してきた。静的安全系により単純化を行なったＡＰ１０００も２ループ構成となっている。さらに単純化を行なうためには、１ループ化が望ましいが、１次冷却材ポンプ１台トリップ、ポンプ全台トリップ事故、ポンプ軸固着事故、冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）、蒸気発生器細管破断事故（ＳＧＴＲ）のそれぞれについて、１次冷却材ループが１ループでも対応可能とする必要がある。
【００４２】
また、ＡＰ１０００は、静的格納容器冷却系（ＰＣＳ）により静的に格納容器の冷却が可能であるが、３日後に冷却水を補給する必要がある。世界の小型炉の立地条件としては、大陸の内部に位置し河川に隣接して立地しなければならない地域も存在する。プラントの全運転期間であるたとえば６０年間では、河川水の不足が発生することも想定される。このような立地条件であっても、事故時に冷却水を補給する必要がなく原子炉の安全性を確保できる静的格納容器冷却系を備えた小型炉を提供する必要がある。
【００４３】
さらに、世界の小型炉の立地条件としては、厳しい自然条件が想定される。たとえば、東南アジアの巨大サイクロンや中国四川省の巨大地震、インド洋大津波などがある。巨大サイクロン等の厳しい自然災害が発生し、全交流電源喪失（ＳＢＯ）が起きると、長期間にわたって復旧作業ができないおそれがある。米国のハリケーンカトリーナの例や、ミャンマーの巨大サイクロンの例がその可能性を示している。また、中国四川省の大地震やインド洋大津波もその可能性を示している。そのような長期化した全交流電源喪失が発生しても、炉心と原子炉格納容器の冷却を継続して行なうことができる小型炉を提供する必要がある。このために、仮に、全交流電源喪失が永久に継続しても、何ら、アクシデント・マネージメント等の支援活動を行なわなくても、永久に自然に安全性が確保可能な小型炉を提供する必要がある。
【００４４】
５００ＭＷｅクラス以下の小型炉の場合、スケールデメリットを克服するために、徹底した単純化を行なう必要がある。その結果、従来提案されている５００ＭＷｅクラス以下の小型炉では、その小型炉でしか成立しない奇抜で、実証性に乏しい新規要素技術を採用しているものがほとんどである。これらの新規要素技術は、既存の大型炉、あるいは今後建設が確実な大型炉では採用の実績あるいは可能性が全くないものがほとんどである。その結果、そのような新規・奇抜な小型炉は、実際に建設し、運転した場合に何らかの瑕疵が発生するリスクを払拭できない。
【００４５】
そこで、本発明は、このような新規建設のリスクを払拭するために、すでに実績があり、または、今後建設されることが確実な大型ＰＷＲの要素技術と機器部品を用いた、信頼性と実証性が高く、そのうえで、さらに単純化と静的安全性を向上させた加圧水型原子力プラントを実現することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００４６】
上記目的を達成するために、本発明に係る加圧水型原子力プラントは、高圧の１次冷却材で冷却される炉心を収納する１基だけの原子炉圧力容器と、前記炉心で加熱されて前記原子炉圧力容器外に取り出された１次冷却材が流通する複数の細管と、これらの細管を収容してそれらの細管の周囲に前記１次冷却材よりも低圧で大気圧よりも高圧の２次冷却材を導くように構成された一つの胴部とを備えて前記２次冷却材の蒸気を生成する１基だけの蒸気発生器と、前記炉心で加熱された前記１次冷却材を前記原子炉圧力容器から前記蒸気発生器の前記細管内に導くホットレグ配管と、前記蒸気発生器の前記細管を通った後の前記１次冷却材を前記原子炉圧力容器に戻すための、互いに並列の少なくとも２本のコールドレグ配管と、前記少なくとも２本のコールドレグ配管内の前記１次冷却材を前記原子炉圧力容器に向けて駆動する少なくとも２基の１次冷却材ポンプと、前記１次冷却材が流れる１次冷却材圧力バウンダリー内に連通して設けられて、内部に１次冷却材の液面が形成されて１次冷却材圧力バウンダリー内を加圧する加圧器と、前記原子炉圧力容器、蒸気発生器、ホットレグ配管、コールドレグ配管、１次冷却材ポンプおよび加圧器の全体を格納する原子炉格納容器と、前記蒸気発生器の細管の一部が破断する事故が発生した場合に、前記１次系内の圧力を前記２次冷却材が流れる２次系内の圧力と均圧化させる１次系減圧手段と、を有する。
【発明の効果】
【００４７】
本発明によれば、信頼性のある大型ＰＷＲと共通の要素技術により、経済性、安全性、信頼性、確実性に優れた小型ＰＷＲを提供することができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００４８】
［第１の実施形態］
本発明に係る加圧水型原子力プラントの第１の実施形態を、図１ないし図３を参照して説明する。なお、従来技術と同一または類似の部分には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。また、図面において、各種の弁は、簡単のため代表的に一つの弁のみを示していても、実際の設計では、信頼性確保の観点より、並列もしくは直列に複数個の弁が設置される。
【００４９】
図１は本発明に係る加圧水型原子力プラントの第１の実施形態における１次冷却材ループの構成を示す平面図である。また、図２は本発明に係る加圧水型原子力プラントの第１の実施形態における１次冷却材圧力バウンダリーおよび静的冷却減圧系のブロック系統図、図３は本発明に係る加圧水型原子力プラントの第１の実施形態における原子炉格納容器およびその内部を示す立断面図である。
【００５０】
本実施形態の加圧水型原子力プラントは、炉心１およびその炉心１を収納する原子炉圧力容器２を有している。原子炉圧力容器２は、２本のコールドレグ配管４ａ、４ｂおよび１本のホットレグ配管５によって、１基の蒸気発生器３と連結されている。２本のコールドレグ配管４ａ、４ｂと原子炉圧力容器２の接合ノズルの位置は、図１に示した位置に限定されず、たとえば、同一平面上で１８０度離して正対させるなど、任意の位置に設置して良い。１次冷却材を炉心１および蒸気発生器３に循環させる２基の１次冷却材ポンプ６ａ、６ｂは、蒸気発生器３の下部に直接設置されている。これらの１次系の機器は原子炉格納容器７（図３参照）の内部に設置される。
【００５１】
蒸気発生器３の構造は、図６および図７に示した従来の蒸気発生器３ａと同様である。本実施形態は、プラントに蒸気発生器３を１基のみ設けた構成であり、プラント出力は約５５０ＭＷｅとなり、本実施形態の加圧水型原子力プラントは小型炉となる。
【００５２】
本実施形態の加圧水型原子力プラントの通常運転時には、炉心１で発生した熱によって１次冷却材が加熱され、この加熱されて高温になった１次冷却材は、原子炉圧力容器２からホットレグ配管５を経由して蒸気発生器３の細管９２内に供給される。ここで、１次冷却材の熱は、細管９２外側で蒸気発生器３の胴部２２内の２次側９５を流れる２次冷却材に伝えられ、２次冷却材の蒸気が発生する。この２次冷却材の蒸気は原子炉格納容器７外の蒸気タービンなど（図示せず。）へ送られて利用される。細管９２で２次冷却材に熱を伝えた後の１次冷却材は１次冷却材ポンプ６ａ、６ｂで昇圧されてコールドレグ配管４ａ、４ｂを通って原子炉圧力容器２に戻される。ここで、１次冷却材は２次冷却材よりも高圧であり、１次冷却材、２次冷却材、ともに大気圧よりも高圧である。
【００５３】
１次冷却材ポンプ６ａ、６ｂはモーター駆動ポンプであり、その電源はそれぞれ別々の所内母線（図示せず。）に接続されている。そのため、単一の所内母線故障では、ポンプ２台が同時に電源喪失することがない。また、所内母線は、プラント運転中は発電機（図示せず。）側の電源から給電され、発電機側の電源が遮断された場合にも連続して外部電源より給電される構成とする。それでもなお単一の所内母線故障で１基の１次冷却材ポンプが停止する１台ポンプトリップの過渡事象が発生することを想定する。この場合でも、残り１基の１次冷却材ポンプが運転を継続するため必要な冷却材流量が確保され、炉心燃料の健全性と再使用可能性が確保される。
【００５４】
全所内母線故障および外部電源喪失が同時に発生し、２基の１次冷却材ポンプが同時に電源喪失に至る全ポンプトリップ事故が発生した場合には、１次冷却材ポンプ６ａ、６ｂは慣性によりコースト・ダウンをし、事故時の炉心燃料の冷却に必要とされる冷却材流量を一定期間維持可能である。
【００５５】
一次冷却材ポンプ１台が軸固着するポンプ軸固着事故が発生した場合には、安全基準により、外部電源喪失も同時に仮定する必要がある。その場合、残り１台の１次冷却材ポンプが慣性によりコースト・ダウンすることにより、事故時の炉心燃料の冷却と１次冷却材圧力バウンダリーの過圧が防止される。
【００５６】
また、原子炉圧力容器２には、２個の直接容器注入ノズル（ＤＶＩノズル）５８ａ、５８ｂが設けられており、２系統ある非常用炉心冷却系（図示せず。）の注入配管（図示せず。）が連結される。このため、たとえばコールドレグ配管が破断する冷却材喪失事故が発生しても、２系統ある非常用炉心冷却系は原子炉圧力容器２内に直接、冷却水を注入することができる。
【００５７】
図２に示すように、１次冷却材ポンプ６ａ、６ｂは蒸気発生器３の下部に直接接続される。図２では１次冷却材ポンプ６ａのみを示している。また、コールドレグ配管４ｂは一例としてコールドレグ配管４ａと反対側に示しているが、他端は、１次冷却材ポンプ６ｂに接続されている。加圧器８０はサージ管８１によりホットレグ配管５に接続されている。
【００５８】
蒸気発生器３の２次側９５には蒸気発生器細管破断事故（ＳＧＴＲ）を検出するためのセンサ２１が取り付けられている。センサ２１は、たとえば、蒸気発生器３の２次側の圧力を検出する圧力計、蒸気発生器３の２次側の水位を検出する水位計、蒸気発生器３の２次側の放射能レベルを検出する放射能計またはこれらの組み合わせであることが好ましい。この場合、蒸気発生器３の２次側９５の圧力高、水位高、放射能レベル高、のいずれか一つまたは複数の信号により、蒸気発生器細管破断事故（ＳＧＴＲ）による１次冷却材の２次側９５への漏洩を検出することができる。
【００５９】
本実施形態の蒸気発生器細管破断事故（ＳＧＴＲ）時の１次系減圧手段は、静的残留熱除去系（静的ＲＨＲ）６０と静的冷却減圧系（ＰＣＤＳ）３０を備えている。
【００６０】
本実施形態の静的残留熱除去系（静的ＲＨＲ）６０は、内部燃料交換用水タンク８、静的残留熱除去系熱交換器（静的ＲＨＲ熱交換器）６１、冷却材供給配管６２、入口弁６３、冷却材戻り配管６５、および、出口弁６４を備えている。静的ＲＨＲ熱交換器６１は、内部燃料交換用水タンク８の内部に設けられている。
【００６１】
通常運転時には、入口弁６３は常時開とされており、冷却材供給配管６２を介して冷却材が静的ＲＨＲ熱交換器６１に常時供給される。また、通常運転時において、出口弁６４は常時閉とされている。
【００６２】
蒸気発生器細管破断事故（ＳＧＴＲ）が発生した場合には、破断個所より１次冷却材が流出し、加圧器８０の水位低信号により、静的ＲＨＲの出口弁６４が自動的に開になる。これにより、静的ＲＨＲ熱交換器６１内の１次冷却材が冷却材戻り配管６５およびコールドレグ配管４ａを通って、原子炉圧力容器２内に循環される。加圧器８０の水位低信号により、同時にＥＣＣＳが自動起動して冷水を原子炉圧力容器２内に注入することにより急速減圧が行なわれる。減圧後の崩壊熱除去は静的ＲＨＲで円滑に行なわれるので、運転員操作により非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）を停止し事故が収束される。
【００６３】
しかし、蒸気発生器細管破断事故（ＳＧＴＲ）時には、実際には、加圧器の水位低下を補う常用系の化学体積制御系（図示せず。）が機能するため、かえって加圧器水位低信号の発生が遅れてしまい、加圧器水位低信号の発生を待っていると１次冷却材の２次系および環境への流出量が増大してしまう。しかし、破断した蒸気発生器３の２次系圧力および水位等の急上昇によって蒸気発生器細管破断事故（ＳＧＴＲ）の発生は明らかであり、運転員操作によるより早い段階からの１次系減圧が期待されている。この場合、静的ＲＨＲ６０による１次系減圧は緩慢なため、運転員は、より大きな１次系減圧機能を持つ静的冷却減圧系３０を使用して１次系減圧を行なうことができる。
【００６４】
本実施形態の静的冷却減圧系（ＰＣＤＳ）３０は、静的冷却減圧系プール（ＰＣＤＳプール）３５および静的冷却減圧系熱交換器（ＰＣＤＳ熱交換器）３７を備えている。ＰＣＤＳプール３５には、ＰＣＤＳプール水３６が貯えられる。ＰＣＤＳ熱交換器３７は、ＰＣＤＳプール３５の内部に設けられている。つまり、ＰＣＤＳプール３５は、ＰＣＤＳ熱交換器３７で熱交換する冷却水を貯水可能な冷却水プールである。
【００６５】
蒸気供給配管３２は、加圧器８０の飽和蒸気８３で満たされる蒸気相から、ＰＣＤＳ熱交換器３７に延びている。蒸気供給配管３２の途中に平行分岐部があり、各分岐部にそれぞれ、蒸気供給弁３３および減圧弁３４が設けられている。凝縮水戻り配管４５は、ＰＣＤＳ熱交換器３７から１次冷却材圧力バウンダリーを構成するコールドレグ配管４ｂに延びている。注入弁４６は、凝縮水戻り配管４５に設けられている。蒸気排出配管４７は、一端がＰＣＤＳプール３５の気相部分に接続され、他端は外気に解放されている。蒸気排出配管４７の上に蒸気排出隔離弁４８が設置されている。
【００６６】
本実施形態では、加圧器８０内の飽和蒸気８３をＰＣＤＳ熱交換器３７内に導く設計としているため、ＰＣＤＳ熱交換器３７の設置位置は、加圧器８０の位置に制限されることがない。水蒸気は気体であるため流動性が極めて高く、加圧器８０内の圧力とＰＣＤＳ熱交換器３７内の圧力に差圧があると、この差圧を駆動源として位置エネルギーを超えていくらでも高い位置にまで上昇する。そのためＰＣＤＳプール３５は、オペレーションフロア・デッキ９０よりも上方に設置することができる。ＰＣＤＳ熱交換器３７と炉心１との高低差を約２０ｍと大きくすることができるので、位置エネルギーにより凝縮水を円滑に炉心１に導くことができる。
【００６７】
ＰＣＤＳ熱交換器３７の内部では、送られて来た水蒸気が外部のＰＣＤＳプール水３６により冷却されて凝縮するため、常に減圧状態に維持され、加圧器８０内の圧力よりもはるかに低圧状態に維持される。その結果、加圧器８０内の飽和蒸気８３を円滑にＰＣＤＳ熱交換器３７内に導くことができる。これにより、静的ＲＨＲ６０よりも急速に１次系減圧を実施できる。蒸気発生器細管破断事故（ＳＧＴＲ）発生時には、運転員操作により迅速に減圧弁３４および注入弁４６を開にすることにより、１次系減圧を急速に行なうことができる。その結果、１次系圧力と２次系圧力の均圧化が行なわれ、破断した蒸気発生器細管からの１次冷却材の流出を直ちに停止することが可能となる。
【００６８】
蒸気発生器細管破断事故（ＳＧＴＲ）発生時には、１次冷却材の流出がわずかなため、加圧器水位の低下も発生せず、ＥＣＣＳが起動することもない。このように、本実施形態では、蒸気発生器細管破断事故（ＳＧＴＲ）が発生しても静的冷却減圧系３０を使用することにより、環境への１次冷却材の流出を最小限に抑制、または、完全に防止することが可能となる。また、不必要な非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）の起動も回避することが可能となる。
【００６９】
蒸気発生器細管破断事故（ＳＧＴＲ）発生の検出は、前述のように加圧器８０の水位低信号によって判断できるほか、例えば、蒸気発生器３の２次側９５に取り付けられたセンサ２１によって検出することもできる。このようにして蒸気発生器細管破断事故（ＳＧＴＲ）発生が検出されたときは、自動で、または運転員の操作により静的冷却減圧系（ＰＣＤＳ）３０を起動することができる。
【００７０】
蒸気発生器細管破断事故（ＳＧＴＲ）発生時に静的冷却減圧系（ＰＣＤＳ）３０を起動すると、加圧器８０内の飽和蒸気８３がＰＣＤＳ熱交換器３７内に導かれて、ＰＣＤＳプール水３６を加熱することによりＰＣＤＳプール３５内に蒸気が発生する。この蒸気は、蒸気排出配管４７を通り外気に放出される。ＰＣＤＳプール水３６は放射能を全く含まない清浄水なので、ＰＣＤＳプール３５内に発生した蒸気を外気中に放出しても環境への影響は全く生じない。
【００７１】
このように、蒸気発生器細管破断事故（ＳＧＴＲ）発生時に本実施形態の静的冷却減圧系（ＰＣＤＳ）３０を起動することにより、１次系の急速減圧を行ない、破断した蒸気発生器細管から放射能を含む１次冷却材の２次系および環境への流出を防止し、代わりに、放射能を全く含まないＰＣＤＳプール水３６の清浄水から発生したきれいな水蒸気を環境に放出する。これにより、原子炉の安全性と公衆の安全性との両方を確保することが可能となる。
【００７２】
なお、特に図示していないが、ＰＣＤＳ熱交換器３７の内部に窒素等の非凝縮性ガスが蓄積した場合に対応するため、熱交換器ヘッダー部分からベント弁を介してベント配管を設ける。該ベント配管の他端は、たとえば、内部燃料交換用水タンク８内部に導かれる。
【００７３】
また、蒸気発生器の２次側９５に設置したセンサ２１（たとえば圧力計、水位計、放射能計）により、圧力高、水位高、放射能高のいずれか一つ、または、複数を検出し、蒸気発生器細管破断事故（ＳＧＴＲ）発生信号を発生する蒸気発生器細管破断事故検出器（ＳＧＴＲ検出器）と、蒸気発生器細管破断事故（ＳＧＴＲ）発生信号により静的冷却減圧系（ＰＣＤＳ）３０を自動的に起動する静的冷却減圧系自動起動手段とを設けることにより、運転員操作に頼ることなく、より迅速、かつ、高信頼度で事故を終息し、環境への被害をより小さくすることが可能となる。
【００７４】
なお、図２に示すように、原子炉圧力容器２外にアキュムレータ８４が配置され、冷却材８５が貯められている。アキュムレータ８４の上部には高圧窒素ガス８６が入っている。アキュムレータ８４の下部は注入弁８７を介して配管により原子炉圧力容器２に接続されている。さらに、内部燃料交換用水タンク８の下部は、注入弁８９を介して配管により原子炉圧力容器２に接続されている。これらにより、非常時に、原子炉圧力容器２内へ冷却材の注入ができるようになっている。
【００７５】
図３では、２台の１次冷却材ポンプ６ａ、６ｂのうちの１次冷却材ポンプ６ａのみを示している。また、コールドレグ配管４ｂは便宜上コールドレグ配管４ａと反対側に示している。これらの１次冷却材圧力バウンダリーを構成する機器（原子炉圧力容器２、蒸気発生器３、加圧器８０、１次冷却材ポンプ６ａ、６ｂなど）および配管（コールドレグ配管４ａ、４ｂ、ホットレグ配管５など）は、全て原子炉格納容器７の内部に格納されている。
【００７６】
本実施形態の静的冷却減圧系３０のＰＣＤＳプール３５は、原子炉格納容器７の内部に設置されている。蒸気排出配管４７は、原子炉格納容器７の側壁を貫通し、外気に開口している。
【００７７】
本実施形態の原子炉格納容器７は、ラージドライと呼ばれるＰＷＲで最も代表的な格納容器であり、鋼製である。鋼製を採用しているのは、事故時に外気で冷却を行なうためである。
【００７８】
原子炉格納容器７の内部に、内部燃料交換用水タンク８が設置されている。この内部燃料交換用水タンク８は、コールドレグ配管４ａなどが破断する冷却材喪失事故が発生した場合には、重力落下式ＥＣＣＳとして機能する。この重力落下式ＥＣＣＳは、他の静的ＥＣＣＳとともに、原子炉格納容器下部をコールドレグ配管４ａ、４ｂよりも高い位置まで水没冠水する。
【００７９】
その後、循環スクリーン（図示せず。）が開き、常に、原子炉圧力容器２内に水が流入し、炉心燃料の冷却が安全に行なわれる設計となっている。原子炉圧力容器２内に流入した水が炉心燃料の崩壊熱で熱せられると、水蒸気が発生して原子炉格納容器７の気相部に充満し、原子炉格納容器７内の温度と圧力が上昇する。
【００８０】
原子炉格納容器７の外部には、遮蔽建屋７１が設置されている。遮蔽建屋７１の最上部には、静的格納容器冷却系冷却水プール７２が設けられ、その内部にＰＣＳプール水７３が蓄えられている。冷却材喪失事故時には、このＰＣＳプール水７３を原子炉格納容器７の上部から散布する。また、遮蔽建屋７１の外気取入口７４から流入した空気がバッフル板７５と原子炉格納容器７の壁面の間の空間を自然対流で上昇し、遮蔽建屋７１の最上部にある外気放出口７６より大気中に放出される。このＰＣＳプール水７３の散布と、空気の対流の両方によって原子炉格納容器７が安全に冷却される設計となっている。なお、原子炉格納容器７内の上部にはポーラークレーン１８が設置されている。
【００８１】
この実施形態では、プラント出力が約５５０ＭＷｅと小出力であり、事故後の崩壊熱が小さいので、ＰＣＳプール水７３の散布は安全上必須とはされない。しかし、事故後の原子炉格納容器の内圧をより低く維持するために、ＰＣＳプール水７３の散布を行なえるような構成が好ましい。
【００８２】
遮蔽建家７１は、側壁部および天井部ともに大型航空機の落下事故に耐えうる構造となっている。
【００８３】
このように本実施形態の加圧水型原子力プラントは、外部動力電源を全く必要としない静的安全系のみで、事故時に炉心１と原子炉格納容器７とを極めて高い信頼度で冷却可能な設計となっている。しかも、プラント出力が約５５０ＭＷｅと小出力であるため、事故後の崩壊熱が小さく、事故後約７日間でＰＣＳプール水７３が枯渇するが、その後は、再び、ＰＣＳプール水７３を補給する必要がなく、外気の空冷のみで炉心１と原子炉格納容器７とを永久に冷却可能である。そのため、本実施形態の加圧水型原子力プラントは、事故時に冷却水の確保が困難な大陸の内陸部等であっても建設が可能である。
【００８４】
非常に厳しい自然現象が発生して長期の全交流電源喪失が発生した場合には、最初のたとえば７日間は静的冷却減圧系３０により炉心１の冷却を行なう。発生した水蒸気は、蒸気排出配管４７により環境に放出するので、原子炉格納容器７の加熱は発生しない。したがって、この期間は、原子炉格納容器７の冷却は全く必要とされない。８日目以降は、ＰＣＤＳプール水３６の補給が行なえない場合に限り、静的ＲＨＲ６０によって炉心１の冷却を行ない、静的ＲＨＲ６０の運転によって発生する水蒸気により加熱された原子炉格納容器７の冷却は、静的格納容器冷却系（ＰＣＳ）で行なう。
【００８５】
本実施形態の静的格納容器冷却系（ＰＣＳ）による原子炉格納容器７の冷却は、ＰＣＳプール水７３が枯渇した後も空冷のみで永久に継続することができる。原子炉格納容器７内で水蒸気が凝縮した凝縮水は、内部燃料交換用水タンク８に環流し、再び、静的ＲＨＲ６０の冷却水として使用される。したがって、本実施形態の加圧水型原子力プラントでは、無期限の全交流電源喪失（ＳＢＯ）に永久に炉心１および原子炉格納容器７の安全性を確保することが可能である。
【００８６】
［第２の実施形態］
本発明に係る加圧水型原子力プラントの第２の実施形態を、図４を参照して説明する。なお、第１の実施形態と同一または類似の部分には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
【００８７】
図４は本発明に係る加圧水型原子力プラントの第２の実施形態における原子炉格納容器およびその内部を示す立断面図である。図１および図２に示す構成は第２の実施形態でも共通である。
【００８８】
本実施形態では、静的冷却減圧系３０のＰＣＤＳプール３５は原子炉格納容器７の外部に設置されている。ＰＣＤＳプール３５には、ＰＣＤＳプール水３６が貯えられている。ＰＣＤＳプール水３６には、ＰＣＤＳ熱交換器３７が沈められている。
【００８９】
ＰＣＤＳプール３５は原子炉格納容器７の外部に設置されているため、原子炉格納容器７と同じ耐圧および気密構造とする必要がなく、かつ、原子炉格納容器７の内部の配置に影響を与えることがない。
【００９０】
原子炉格納容器７の外部には、遮蔽建屋７１が設置されている。遮蔽建屋７１の外気取入口７４から流入した空気がバッフル板７５と原子炉格納容器７の壁面の間の空間を自然対流で上昇し、遮蔽建屋７１の最上部にある外気放出口７６より大気中に放出される。崩壊熱が小さいので、この空気の対流によって原子炉格納容器７が安全に冷却される設計となっている。遮蔽建家７１は天井部７８を含めて、大型航空機の落下事故に耐えうる構造となっている。外気放出口７６の内部には、防護格子７９が設置され、大型航空機の落下事故に耐えうる構造となっている。
【００９１】
このように本実施形態の加圧水型原子力プラントは、外部動力電源を全く必要としない静的安全系のみで、事故時に炉心１と原子炉格納容器７とを極めて高い信頼度で冷却可能な設計となっている。しかも、プラント出力が約５５０ＭＷｅと小出力であるため、事故後の崩壊熱が小さく、外気の空冷のみで炉心１と原子炉格納容器７とを永久に冷却可能である。そのため、本実施形態の加圧水型原子力プラントは、事故時に冷却水の確保が困難な大陸の内陸部等であっても建設が可能である。
【００９２】
また、この実施形態では、第１の実施形態（図３）のＰＣＳ冷却水プール７２およびＰＣＳプール水７３を保有する必要がないので、天井部７８の構造が簡素化され、かつ、軽量化されるため、本実施形態の加圧水型原子力プラントは、耐震性に優れ、強大な地震の発生の可能性のある敷地にも建設が可能である。
【００９３】
非常に厳しい自然現象が発生して、長期の全交流電源喪失が発生した場合には、最初のたとえば７日間は静的冷却減圧系３０により炉心１の冷却を行なう。発生した水蒸気は、蒸気排出配管４７により環境に放出するので、原子炉格納容器７の加熱は発生しない。したがって、この期間は、原子炉格納容器７の冷却は全く必要とされない。８日目以降は、ＰＣＤＳプール水３６の補給が行なえない場合に限り、静的残留熱除去系（静的ＲＨＲ）６０によって炉心１の冷却を行ない、静的ＲＨＲ６０の運転によって発生する水蒸気により加熱された原子炉格納容器７の冷却は、空冷の静的格納容器冷却系（ＰＣＳ）で行なう。
【００９４】
この空冷の静的格納容器冷却系（ＰＣＳ）による原子炉格納容器７の冷却は、永久に継続することができる。原子炉格納容器７内で水蒸気が凝縮した凝縮水は、内部燃料交換用水タンク８に環流し、再び、静的ＲＨＲ６０の冷却水として使用される。したがって、本実施形態の加圧水型原子力プラントでは、無期限の全交流電源喪失に永久に炉心１および原子炉格納容器７の安全性を確保することが可能である。
【００９５】
［他の実施形態］
上述の各実施形態は単なる例示であり、本発明はこれらに限定されない。また、各実施の形態の特徴を組み合わせてもよい。たとえば、第１の実施形態のようにＰＣＤＳプール３５などを原子炉格納容器７内に配置する構成と、第２の実施形態のように原子炉格納容器７の上方にＰＣＳ冷却水プール７２を配置しないで天井部７８に防護格子７９を配置する構成とを組み合わせることもできる。また逆に、第１の実施形態のようにＰＣＤＳプール３５などを原子炉格納容器７外に配置する構成と、第２の実施形態のように原子炉格納容器７の上方にＰＣＳ冷却水プール７２を配置する構成とを組み合わせることもできる。
【図面の簡単な説明】
【００９６】
【図１】本発明に係る加圧水型原子力プラントの第１の実施形態における１次冷却材ループの構成を示す平面図である。
【図２】本発明に係る加圧水型原子力プラントの第１の実施形態における１次冷却材圧力バウンダリーおよび静的冷却減圧系のブロック系統図である。
【図３】本発明に係る加圧水型原子力プラントの第１の実施形態における原子炉格納容器およびその内部を示す立断面図である。
【図４】本発明に係る加圧水型原子力プラントの第２の実施形態における原子炉格納容器およびその内部を示す立断面図である。
【図５】従来の静的安全ＰＷＲ（ＡＰ１０００）の２ループの１次冷却材ループ構成を示す平面図である。
【図６】図５の蒸気発生器と１次冷却材ポンプの構成を示す立面図である。
【図７】図６の蒸気発生器と１次冷却材ポンプの側面図であって、蒸気発生器の内部を断面で示す図である。
【図８】図５の静的安全ＰＷＲ（ＡＰ１０００）に用いられる原子炉格納容器およびその内部を示す立断面図である。
【図９】図５の静的安全ＰＷＲ（ＡＰ１０００）に用いられる１次冷却材圧力バウンダリーおよび静的冷却減圧系のブロック系統図である。
【符号の説明】
【００９７】
１…炉心、２…原子炉圧力容器、３…蒸気発生器、４ａ，４ｂ…コールドレグ配管、５…ホットレグ配管、６ａ，６ｂ…１次冷却材ポンプ、７…原子炉格納容器、８…内部燃料交換用水タンク、１８…ポーラークレーン、２１…センサ、２２…胴部、３０…静的冷却減圧系（ＰＣＤＳ）、３２…蒸気供給配管、３３…蒸気供給弁、３４…減圧弁、３５…ＰＣＤＳプール、３６…ＰＣＤＳプール水、３７…ＰＣＤＳ熱交換器、４５…凝縮水戻り配管、４６…注入弁、４７…蒸気排出配管、４８…蒸気排出隔離弁、５０ａ，５０ｂ…１次冷却材ループ、５１…自動減圧系第１段、５２…自動減圧系第２段、５３…自動減圧系第３段、５８ａ，５８ｂ…直接容器注入ノズル、６０…静的残留熱除去系（静的ＲＨＲ）、６１…静的ＲＨＲ熱交換器、６２…冷却材供給配管、６３…入口弁、６４…出口弁、６５…冷却材戻り配管、６６…燃料交換用水、６８…自動減圧系第４段、７１…遮蔽建屋、７２…静的格納容器冷却系（ＰＣＳ）冷却水プール、７３…ＰＣＳプール水、７４…外気取入口、７５…バッフル板、７６…外気放出口、８０…加圧器、８１…サージ配管、８３…飽和蒸気、８４…アキュムレータ、８５…冷却材、８６…窒素ガス、８７…注入弁、８９…注入弁、９０…オペレーションフロア・デッキ、９１…チャンネル・ヘッド、９２…細管、９３…管板、９４…１次側、９５…２次側、９６…水室、９７…仕切板、９８…入口ノズル、９９…出口ノズル
【図１】
2010085282.tif 000003
【図２】
2010085282.tif 000004
【図３】
2010085282.tif 000005
【図４】
2010085282.tif 000006
【図５】
2010085282.tif 000007
【図６】
2010085282.tif 000008
【図７】
2010085282.tif 000009
【図８】
2010085282.tif 000010
【図９】
2010085282.tif 000011