(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉格納容器の上部に設けられた冷却水プールと、前記冷却水プールに収容された複数の熱交換器と、前記熱交換器の各々の上部に接続された蒸気室及び各々の下部に接続された水室と、上部ドライウェルと前記各蒸気室を接続する第１の配管と、前記上部ドライウェルと前記各水室を連通し、先端が開口部を有するＵ字状の立ち上がり管部を備えた第２の配管と、原子炉圧力容器と前記上部ドライウェルを連通する複数の均圧炉心冷却配管と、前記第２の配管と前記原子炉圧力容器を接続するドレン配管と、を有し、
前記複数の均圧炉心冷却配管はその全体が炉心より上部でベント管の開口部上端より下部に設置されていることを特徴とする炉心冷却システム。
【請求項２】
前記複数の熱交換器のそれぞれにおいて、前記第２の配管と前記原子炉圧力容器がドレン配管により接続されていることを特徴とする請求項１記載の炉心冷却システム。
【請求項３】
前記均圧炉心冷却系配管を少なくとも３本設けたことを特徴とする請求項１又は２記載の炉心冷却システム。
【請求項４】
前記ドレン配管にドレン注入弁を設けたことを特徴とする請求項１乃至３いずれかに記載の炉心冷却システム。
【請求項５】
前記ドレン配管を、前記第２の配管と原子炉圧力容器の給水配管に接続するか、又は前記第２の配管と原子炉圧力容器の均圧注水系配管に接続したことを特徴とする請求項１乃至４いずれかに記載の炉心冷却システム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は炉心冷却システムに関し、特に、動的安全系と静的安全系を組み合わせた炉心冷却システムに関する。
【背景技術】
【０００２】
次世代沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）では、地震、津波等の外部事象への安全性強化対策として、このような外部事象に対して故障しにくい安全系構成が望まれている。このための案として、最近では海水系に依存せず原子炉建屋内に設置された各種機器のみで事故を収束させる冷却系構成が考えられている。例えば、特許文献１で提案されている動的安全系と静的安全系を組み合わせた沸騰水型原子炉のハイブリッド安全系では、炉心を原子炉圧力容器（ＲＰＶ）外から水没状態にした後、原子炉圧力容器からの流出蒸気を格納容器上方に設けられた冷却プール内の熱交換器にて凝縮させ、そのドレン水を再び炉内に重力で戻すことで、動的機器の故障の影響を極力排除した炉心冷却を継続させる冷却系の構成が開示されている。
【０００３】
この安全系の構成を図３により具体的に説明する。  
図３において、原子炉格納容器６のダイアフラムフロアー１は炉心２の上端より上部に設置され、上部ドライウェル３と圧力抑制プール４とを連通するベント管５の上端開口部がダイアフラムフロアー１より上部に設けられている。  
また、冷却材喪失事故発生後の長期的な炉心崩壊熱除去のための安全系システムとして、静的格納容器冷却系と均圧炉心冷却系を備えている。
【０００４】
静的格納容器冷却系は、原子炉格納容器６の上部に設置された冷却プール７とその中に設置された熱交換器８と熱交換器８上部に接続された蒸気室９及び下部に接続された水室１０と、蒸気室９と上部ドライウェル３を接続する配管１１と、水室１０と上部ドライウェル３を接続する配管１２により構成される。
【０００５】
均圧炉心冷却系は、ベント管５の上端よりも低く、炉心２より高い位置に設けられ、上部ドライウェル３と原子炉圧力容器１３を連通する均圧炉心冷却系配管１４から構成されている。
【０００６】
このように構成された安全系において、例えば、１５に示すような一次冷却材配管に破断事故が発生した場合、原子炉圧力容器１３につながる配管破断口１５からの流出蒸気は静的格納容器冷却系を構成する熱交換器８にて凝縮され、配管１２の開口部から溢れたドレン水が破断した配管口１５から溢れる一次冷却水や外部から注水される水と共にダイアフラムフロアー１上にベント管５開口端まで溜り、主蒸気管１６等に設置されて原子炉圧力容器１３と上部ドライウェル３を均圧にする均圧弁１７、１８の開作動により均圧炉心冷却系配管１４を介して原子炉圧力容器１３内との圧力差により炉内に注水され、炉心冷却が行われる。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００７】
【特許文献１】特開２００９−５８４９６号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００８】
上述した従来の安全系においては、外部のサポート系に依存せず原子炉建屋内に設置された各種機器のみで炉心冷却を継続して行うことができるので、外部事象に対しての安全性が強化されているが、一方で比較的大きい均圧炉心冷却系配管が炉心の上方近傍に配置されているため、この配管が破断した際の事故の影響が大きくなってしまうという問題点がある。
【０００９】
本発明は上記課題を解決するためになされたもので、均圧炉心冷却系配管が破断する事故が発生したとしても、事故の影響を最小限に抑制することができる炉心冷却システム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】
【００１０】
本発明は上記課題を解決するためになされたもので、本発明に係る炉心冷却システムは、原子炉格納容器の上部に設けられた冷却水プールと、前記冷却水プールに収容された複数の熱交換器と、前記熱交換器の各々の上部に接続された蒸気室及び各々の下部に接続された水室と、上部ドライウェルと前記各蒸気室を接続する第１の配管と、前記上部ドライウェルと前記各水室を連通し、先端が開口部を有するＵ字状の立ち上がり管部を備えた第２の配管と、原子炉圧力容器と前記上部ドライウェルを連通する複数の均圧炉心冷却配管と、前記第２の配管と前記原子炉圧力容器を接続するドレン配管と、を有し、前記複数の均圧炉心冷却配管はその全体が炉心より上部でベント管の開口部上端より下部に設置されていることを特徴とする。
【発明の効果】
【００１１】
本発明によれば、均圧炉心冷却系配管が破断する事故が発生したとしても、事故の影響を最小限に抑制することが可能な炉心冷却システムを提供することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１２】
【図１】本発明の第１の実施形態に係る炉心冷却システムの全体構成図。
【図２】本発明の第２の実施形態に係る炉心冷却システムの全体構成図。
【図３】従来の炉心冷却システムの全体構成図。
【発明を実施するための形態】
【００１３】
以下、本発明に係る炉心冷却システムの実施形態について、図面を参照して説明する。
【００１４】
［第１の実施形態］
図１は、本発明の第の１実施形態に係る炉心冷却システムの全体構成図である。  
原子力発電プラントの原子炉格納容器６の内部には、炉心２が収納される原子炉圧力容器１３が格納され、炉心２は炉水である原子炉冷却材で冠水されている。また、原子炉圧力容器１３は、下端にインターナルポンプ（図示せず）が設置され、原子炉冷却材が炉心２に強制的に循環されている。
【００１５】
原子炉圧力容器１３は上部ドライウェル３と下部ドライウェル１９とからなるドライウェル２０内部に設置され、圧力抑制室２１は下部ドライウェル１９を環状に取り囲むように設置されており、この圧力抑制室２１内部には圧力抑制プール水４が貯えられる。上部ドライウェル３と圧力抑制プール水４とはベント管５により連通され、圧力抑制室２１の圧力抑制プール水の上空間は、事故時にベント管５から噴き出した蒸気を凝縮させた残りの不凝縮性ガスを貯留する。
【００１６】
ベント管５の上端側の開口部は圧力抑制室２１の天井であるダイアフロムフロアー１より上方に突出して設けられるとともに、この突出量は炉心の上端よりも所定長さだけ高くなるように設定される。
【００１７】
原子炉圧力容器１３には、炉心２で発生した蒸気が案内される主蒸気系１６、及び蒸気タービンにて仕事をし、復水器で凝縮された後の給水を送水する給水系２２が接続される。
【００１８】
本第１の実施形態に係る炉心冷却システムは、均圧弁（ＤＰＶ）、蓄圧注水系（ＡＣＣ）、均圧注水系（ＥＰＦＬ）、静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）、及び均圧炉心冷却系とから構成される。以下、各安全系について説明する。
【００１９】
（均圧弁（ＤＰＶ））
均圧弁（ＤＰＶ）は、主蒸気系１６から分岐された配管２３上に原子炉圧力容器１３とドライウェル２０とを連通できるように設置された爆破弁１７と遠隔操作弁１８からなり、事故発生から一定時間経過した後に開き、原子炉圧力容器１３内の蒸気をドライウェル２０内に放出し、原子炉圧力容器１３内の圧力を速やかに低下させ、ドライウェル２０との差圧を最小化させる。原子炉圧力容器１３内の圧力を低下させることで、蓄圧注水系（ＡＣＣ）及び、均圧注水系（ＥＰＦＬ）による注水を可能とし、炉心２を冠水させる。
【００２０】
（蓄圧注水系（ＡＣＣ））
蓄圧注水系（ＡＣＣ）は、窒素により加圧された蓄圧タンク２４と、蓄圧タンク２４と均圧注水系配管２５を接続する蓄圧注水系配管２６とにより構成され、事故発生後、均圧弁１７、１８とは別に設置される複数の逃がし安全弁による自動減圧系（図示せず）により原子炉圧力容器１３の圧力が蓄圧タンク２４の圧力より低くなると自動的に注水する。
【００２１】
（均圧注水系（ＥＰＦＬ））
均圧注水系（ＥＰＦＬ）は、空冷ＤＧ又はバッテリーにて作動可能な小型ポンプ２７と、炉心２より上方の位置で原子炉圧力容器１３に接続する均圧注水系配管２５により構成され、均圧弁１７、１８により原子炉圧力容器１３の圧力が十分下がった後、ポンプ２７により圧力抑制プール４の水を原子炉圧力容器１３内に注水する。
【００２２】
（静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ））
静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）は、格納容器６の上部に設置された冷却プール７と、その中に設置された熱交換器８と、熱交換器８上部に接続された蒸気室９及び下部に接続された水室１０と、上部ドライウェル３と蒸気室９を連通する配管１１と、水室１０と上部ドライウェル３を連通し、開放部近くは一旦Ｕ字構造を形成して立ち上がり、先端が開いた開口部を有する立ち上がり管部を備えた配管１２と、開口部の出口近傍から原子炉圧力容器１３を連通するドレン配管２８と、このドレン配管２８上に設置され自動開放するドレン注入弁２９とから構成される。
【００２３】
一次冷却材配管に破断事故が発生した場合、蓄圧注水系（ＡＣＣ）及び均圧注水系（ＥＰＦＬ）により炉心２が冠水された後も炉心２の崩壊熱により原子炉圧力容器１３から蒸気がドライウェル２０に流出する。この流出蒸気は、配管１１を通り静的格納容器冷却系熱交換器８にて凝縮され、配管１２のＵ字管立ち上がり部の開口部からドライウェルに溢れる。
【００２４】
原子炉圧力容器１３がドライウェル２０と均圧された後、ドレン注入弁２９が開かれると、Ｕ字管部に溜まったドレン水が原子炉圧力容器１３内に重力差により直接注水され、炉心２を冷却する。この繰り返しにより長期的に炉心の崩壊熱を除去する。原子炉圧力容器１３から蒸気が出ている間中は、熱交換器８にて凝縮されドレンが発生するため、配管１２の立ち上がり部には常にドレンが溜まり、シールされた状態となっている。
【００２５】
（均圧炉心冷却系）
均圧炉心冷却系は、炉心２より上部で、ベント管５開口部上端より下部に設置された原子炉圧力容器１３と上部ドライウェル３を連通する均圧炉心冷却系配管１４と、この均圧炉心冷却系配管１４上に設置された自動開放弁３０と逆止弁３１で構成され、格納容器６壁面にて冷却された原子炉圧力容器１３からの流出蒸気のドレン水及び、静的格納容器冷却系配管２８の破断時に破断口から流出するドレン水および、静的格納容器冷却系ドレン注入弁２９の開失敗時に配管１２の立ち上がり部から溢れたドレン水が、ダイアフラムフロアー１まで溜まった際に原子炉圧力容器１３内に重力差により注水する。
【００２６】
なお、均圧炉心冷却系は、３本以上の均圧炉心冷却系配管１４と、各配管に設けられた自動開放弁３０と逆止弁３１とから構成され、均圧炉心冷却系配管１４ 一本が破断し、もう一本の均圧炉心冷却系配管１４に設置される弁３０、３１が故障した場合にも、残りの均圧炉心冷却系配管により、前記２本分のドライウェルへ溢れたドレン水及び原子炉格納容器６壁面で冷却されたドレン水を原子炉圧力容器１３に注入する。
【００２７】
このように構成された炉心冷却システムにおいて、静的安全系である格納容器冷却系熱交換器８を３基以上、水室１０と原子炉圧力容器１３を接続する配管１２、ドレン配管２８を各熱交換器１基当たりに１ラインで構成した場合に、均圧炉心冷却系配管１４の１本当たりの必要容量が最大となるのは、静的格納容器冷却系のドレン配管２８が破断し、もう一本のドレン配管２８に設置されたドレン注入弁２９が故障した場合である。
【００２８】
このため、均圧炉心冷却系配管１４は、ドレン配管２８の２ライン分のみの注水量を流せるだけの口径とすることができる。これは、従来の静的な格納容器冷却系で発生する全ドレンを、ダイアフラムフロアー１を介して注水する場合に対して、２／３以下の容量に相当する。
【００２９】
さらに、静的な格納容器冷却系を構成する熱交換器８の基数及び配管１２、ドレン配管２８のライン数を４本、５本と増加させることにより均圧炉心冷却系配管１４の容量をトータルドレン量の２／４、２／５に低減することが可能となる。これにより、均圧炉心冷却系配管１４の口径を小さくすることができ、この系統の破断時の影響を緩和することが可能となる。
【００３０】
以上説明したように、本第１の実施形態によれば、均圧炉心冷却系配管の配管口径を低減させることが可能となるので、均圧炉心冷却系配管が破断する事故が発生したとしても、事故の影響を最小限に抑制することが可能な炉心冷却システムを提供することができる。
【００３１】
［第２の実施形態］
次に、本発明の第２の実施形態に係る炉心冷却システムを、図２を用いて説明する。
なお、本実施形態において第１実施形態と同じ構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
【００３２】
この第２の実施形態は、静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）を構成する熱交換器８の配管１２からのドレン水を原子炉圧力容器１３に直接注入する代わりに、給水配管２２もしくは均圧注水系配管２５、もしくは残留熱除去系の吸込みまたは注水配管（図示せず）などに、ドレン配管３２とドレン注入弁３３を介して接続する構成とする。  
これにより、事故発生後、ドレン水は均圧注水系注入配管２５もしくは、給水配管２２などを経由して原子炉圧力容器１３内に注水する。
【００３３】
本第２の実施形態によれば、均圧炉心冷却系配管１４の口径の低減に加え、原子炉圧力容器１３へ接続されるノズル数も減らすことが可能となり、事故発生の可能性も低減することが可能な信頼性の高い炉心冷却システムを提供することができる。
【符号の説明】
【００３４】
１…ダイアフラムフロアー、２…炉心、３…上部ドライウェル、４…圧力抑制プール、５…ベント管、６…原子炉格納容器、７…冷却水プール、８…熱交換器、９…蒸気室、１０…水室、１１…蒸気吸込み配管、１２…配管、１３…原子炉圧力容器、１４…均圧炉心冷却系配管、１５…破断箇所、１６…主蒸気配管、１７…均圧弁（爆破弁）、１８…均圧弁（遠隔操作弁）、１９…下部ドライウェル、２０…ドライウェル、２１…圧力抑制室、２２…給水配管、２３…配管、２４…蓄圧タンク、２５…均圧注水系配管、２６…蓄圧注水系配管、２７…均圧注水ポンプ、２８…ドレン配管、２９…ドレン注入弁、３０…自動開放弁、３１…逆止弁、３２…ドレン配管、３３…ドレン注入弁。
【図１】
0005513880.tif 000002
【図２】
0005513880.tif 000003
【図３】
0005513880.tif 000004