(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
内部に互いに隔離されたドライウェル、及び冷却水が充填された圧力抑制プールを形成している圧力抑制室を有する第１原子炉格納容器と、前記第１原子炉格納容器内のドライウェルに設置された原子炉圧力容器と、前記第１原子炉格納容器を取り囲み、前記第１原子炉格納容器を間に介在させて前記圧力抑制プールと隣り合う冷却水が充填された冷却水プールを底部に形成している第２原子炉格納容器と、蒸気排出装置と、原子炉冷却装置とを備え、
蒸気排出装置は、前記原子炉圧力容器に接続され、さらに前記圧力抑制プールの冷却水に浸漬された蒸気排出管、及び前記蒸気排出管に設けられた第１開閉弁を有し、
前記原子炉冷却装置は、前記原子炉圧力容器内に設置されて冷媒を蒸発させる蒸発器、前記冷却水プールの上方で前記第１原子炉格納容器と前記第２原子炉格納容器の間に形成された内部空間に配置され、前記蒸発器で生成される前記冷媒の蒸気を凝縮する凝縮器、前記原子炉圧力容器の側壁及び前記第１原子炉格納容器の側壁を貫通して前記蒸発器と前記凝縮器を連絡し、前記蒸発器で発生する前記冷媒の蒸気を前記凝縮器に導く第１管路、前記原子炉圧力容器の側壁及び前記第１原子炉格納容器の側壁を貫通して前記凝縮器と前記蒸発器を連絡し、前記凝縮器で生成される前記冷媒の液体を前記凝縮器に導く第２管路、及び第１管路及び第２管路のいずれかに設けられた第２開閉弁を備え、
前記凝縮器が配置された前記内部空間が、前記第２原子炉格納容器の、前記凝縮器よりも上方に位置する頂部に設置された空気排出部に連絡され、さらに、前記冷却水プールの液面よりも上方で前記凝縮器よりも下方において前記第２原子炉格納容器の側壁に設置された空気供給部に連絡され、
前記凝縮器が、前記空気供給部から前記空気排出部に向かって前記内部空間内を上昇する空気によって、前記冷媒の蒸気を凝縮する凝縮器であることを特徴とする原子力プラント。
【請求項２】
冷却水が充填される冷却水容器、前記冷却水容器と前記原子炉圧力容器を接続する冷却水注入管、及び前記冷却水注入管に設けられた注入弁を有する原子炉注水装置を備えた請求項１に記載の原子力プラント。
【請求項３】
前記蒸発器を原子炉圧力容器内の通常の水位よりも上方に配置した請求項１または２に記載の原子力プラント。
【請求項４】
前記第２管路が、前記冷却水プール及び前記圧力抑制プール内に配置された請求項１ないし３のいずれか１項に記載の原子力プラント。
【請求項５】
圧縮機を前記第１管路に設け、前記原子炉圧力容器内の蒸気が供給されて回転するターボモータが前記圧縮機に連結され、前記第２管路に設けられた前記第２開閉弁が膨張弁である請求項１または２に記載の原子力プラント。
【請求項６】
前記第１開閉弁及び前記第２開閉弁にバッテリーが接続されている請求項１に記載の原子力プラント。
【請求項７】
前記注入弁にバッテリーが接続されている請求項２に記載の原子力プラント。
【請求項８】
前記原子炉圧力容器と前記ターボモータに接続される蒸気管に第３開閉弁が設けられ、前記第３開閉弁にバッテリーが接続されている請求項５に記載の原子力プラント。
【請求項９】
前記空気排出部が第４開閉弁が設けられた空気排出管であり、前記空気供給部が第５開閉弁が設けられた空気供給管であり、前記第４開閉弁及び前記第５開閉弁にバッテリーが接続されている請求項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、原子力プラントに係り、特に、熱出力が比較的小さい沸騰水型原子力プラントに適用可能な原子力プラントに関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力プラント（例えば、沸騰水型原子力プラント）では、運転停止後においても、原子炉圧力容器内の炉心に装荷された複数の燃料集合体に含まれる核燃料物質において発生する崩壊熱を除去するために、炉心に冷却水を供給して燃料集合体を冷却する必要がある。通常は、原子力プラントの運転停止後において、原子炉圧力容器内の冷却水の一部を原子炉圧力容器に接続している配管に排出し、排出された冷却水をこの配管に接続された熱交換器において海水と熱交換することにより冷却し、冷却された冷却水戻り配管を通して原子炉圧力容器に戻される。このように、原子力プラントの運転停止後に、原子炉圧力容器内の冷却水を海水と熱交換することによって、核燃料物質の崩壊熱を除去している。
【０００３】
このような原子力プラントは、原子炉圧力容器内の冷却水の上記の熱交換器への供給、及びこの熱交換器への海水の供給に電動ポンプを使用しており、原子力プラント停止後の崩壊熱の除去には電動ポンプを駆動する電気が必要である。原子力プラントの停止時に外部電源が喪失する異常事象が発生した場合には、非常用発電機が駆動されて上記の電動ポンプが駆動され、原子力プラントの停止時における崩壊熱の除去が行われる。
【０００４】
冷却材喪失事故が発生したときに、動的機器を用いずに自然の力で炉心の安全性を確保することができ、原子炉の崩壊熱の除去と注水機能を同一の設備で達成した原子炉冷却系が、特開昭６２−１８２６９７号公報にて提案されている。この原子炉冷却系は、原子炉圧力容器より高い位置に配置されて水で満たされた胴部及び胴部内を長手方向に貫通している管部を有するタンクを、原子炉圧力容器より高い位置に配置している。冷却材喪失事故時には、原子炉圧力容器内の蒸気を胴部内の水中に放出して凝縮させ、胴部内の水を原子炉圧力容器内に注入する。タービントリップ時等により主復水器が使用できない異常な過渡変化時には、原子炉圧力容器内の蒸気を管部内に導いて胴部内の水により冷却し、この冷却により管部内で蒸気が凝縮して生成された凝縮水を原子炉圧力容器内に注入する。特開昭６２−１８２６９７号公報に記載された原子炉冷却系は、冷却材喪失事故時及び異常な過渡変化時のいずれにおいても、原子炉圧力容器内の蒸気を冷却し、重力により原子炉圧力容器に凝縮水を注入することができる。
【０００５】
特開２０１１−５８８６６号公報は、全交流電源喪失が発生しかつ原子炉が隔離状態になった場合に炉心内の燃料集合体を冷却する原子炉隔離時コンデンサー、及び重力落下式炉心冷却系を備えた原子力プラントを記載している。原子炉隔離時コンデンサーは、原子炉圧力容器の上方に配置されて冷却水を蓄えたコンデンサープール、コンデンサープール内の冷却水中に設置されたコンデンサー熱交換器、原子炉圧力容器内の蒸気空間に連絡されコンデンサー熱交換器に接続された蒸気供給管、及びコンデンサー熱交換器及び原子炉圧力容器に接続される凝縮水戻り管を有する。重力落下式炉心冷却系は、原子炉圧力容器内の炉心よりも上方に配置されて冷却水が充填された重力落下式炉心冷却系プール、及び重力落下式炉心冷却系プールと原子炉圧力容器を接続する注入配管を有する。
【０００６】
全交流電源喪失が発生しかつ原子炉が隔離状態になったとき、原子炉圧力容器内の蒸気が蒸気供給管を通してコンデンサー熱交換器に導かれてコンデンサープール内の冷却水により凝縮される。この凝縮により生成された凝縮水は凝縮水戻り管を通して原子炉圧力容器に戻される。全交流電源喪失が発生しかつ原子炉が隔離状態になった場合でも、原子炉圧力容器内の炉心の冷却が原子炉隔離時コンデンサーにより可能になる。また、冷却材喪失事故が発生したときには、重力落下式炉心冷却系プール内の冷却水が注入配管を通して炉心に供給される。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００７】
【特許文献１】特開昭６２−１８２６９７号公報
【特許文献２】特開２０１１−５８８６６号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００８】
特開２０１１−５８８６６号公報に記載された原子炉隔離時コンデンサー及び重力落下式炉心冷却系は、全交流電源喪失が発生した場合においても原子炉圧力容器内の炉心の冷却が可能である。特開昭６２−１８２６９７号公報に記載された原子炉冷却系は、重力により原子炉圧力容器に凝縮水を注入することができ、原子炉圧力容器とタンクを接続する各配管に設けられた弁をバッテリーで開閉するように構成すれば、全交流電源喪失が発生しても原子炉圧力容器内の炉心の冷却は可能である。
【０００９】
しかしながら、
特開昭６２−１８２６９７号公報などに記載されている非常用復水器は、上述のように電源無しに動作可能となるが、プールに充填された冷却水量が有限であるため、原子炉圧力容器内の炉心を長期間に亘って冷却し続けるためには、原子力プラント外からの冷却水の補給が必要となる。
【００１０】
本発明の目的は、原子力プラントの外部からの冷却水の補給を行うことなしに、より長期に亘って炉心の冷却を行うことができる原子力プラントを提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１１】
上記した目的を達成する本発明の特徴は、内部に互いに隔離されたドライウェル、及び冷却水が充填された圧力抑制プールを形成している圧力抑制室を有する第１原子炉格納容器と、第１原子炉格納容器内のドライウェルに設置された原子炉圧力容器と、第１原子炉格納容器を取り囲み、第１原子炉格納容器を間に介在させて圧力抑制プールと隣り合う冷却水が充填された冷却水プールを底部に形成している第２原子炉格納容器と、蒸気排出装置と、原子炉冷却装置とを備え、
蒸気排出装置は、原子炉圧力容器に接続され、さらに圧力抑制プールの冷却水に浸漬された蒸気排出管、及び蒸気排出管に設けられた第１開閉弁を有し、
原子炉冷却装置は、原子炉圧力容器内に設置されて冷媒を蒸発させる蒸発器、冷却水プールの上方で第１原子炉格納容器と第２原子炉格納容器の間に形成された内部空間に配置され、蒸発器で生成される冷媒の蒸気を凝縮する凝縮器、原子炉圧力容器の側壁及び第１原子炉格納容器の側壁を貫通して蒸発器と凝縮器を連絡し、蒸発器で発生する冷媒の蒸気を凝縮器に導く第１管路、原子炉圧力容器の側壁及び第１原子炉格納容器の側壁を貫通して凝縮器と蒸発器を連絡し、凝縮器で生成される冷媒の液体を凝縮器に導く第２管路、及び第１管路及び第２管路のいずれかに設けられた第２開閉弁を備え、
凝縮器が配置された内部空間が、第２原子炉格納容器の、凝縮器よりも上方に位置する頂部に設置された空気排出部に連絡され、さらに、冷却水プールの液面よりも上方で凝縮器よりも下方において第２原子炉格納容器の側壁に設置された空気供給部に連絡され、
その凝縮器が、空気供給部から空気排出部に向かって内部空間内を上昇する空気によって、蒸発器で発生する冷媒の蒸気を凝縮する凝縮器であることにある。
【００１２】
好ましく、冷却水が充填される冷却水容器、冷却水容器と原子炉圧力容器を接続する冷却水注入管、及び冷却水注入管に設けられた注入弁を有する原子炉注水装置を備えていることが望ましい。
【発明の効果】
【００１３】
本発明によれば、原子力プラントの外部からの冷却水の補給を行うことなしに、より長期に亘って炉心の冷却を行うことができる。
【図面の簡単な説明】
【００１４】
【図１】本発明の好適な一実施例である実施例１の原子力プラントの構成図である。
【図２】原子力プラントの停止後において原子炉圧力容器内の炉心にて発生する崩壊熱の時間変化を示す説明図である。
【図３】本発明の他の実施例である実施例２の原子力プラントの構成図である。
【図４】本発明の他の実施例である実施例３の原子力プラントの構成図である。
【図５】本発明の他の実施例である実施例４の原子力プラントの構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００１５】
原子力プラントの停止後において原子炉圧力容器内の炉心に装荷された燃料集合体に含まれた核燃料物質により発生する崩壊熱は、図２に示すように、核燃料物質に含まれる短半減期核種により初期の崩壊熱が大きく、原子力プラントの停止時からの時間の経過と共に短半減期核種が少なくなるために発生する崩壊熱が徐々に下がっていく。この結果に基づいて、発明者らは、相変化による潜熱及び熱容量が大きい水を用いて原子力プラントの停止後の初期における崩壊熱を除熱し、長期的には、空気により除熱し続けるハイブリッド型の原子炉冷却システムを構築すれば良いとの結論に達した。
【００１６】
これにより、原子力プラントの電源が喪失したときに、冷却水の補給等の原子力プラント外部からの支援無しに、長期間に亘って原子炉を冷却し続けることができる。
【００１７】
上記の検討結果を反映した、本発明の実施例を以下に説明する。
【実施例１】
【００１８】
本発明の好適な一実施例である原子力プラントを、図１を用いて説明する。
【００１９】
本実施例の原子力プラント１は、沸騰水型原子力プラントであり、複数の燃料集合体（図示せず）を装荷した炉心（図示せず）を内蔵する原子炉圧力容器２、鋼製の原子炉格納容器３（以下、第１原子炉格納容器という）、原子炉注水装置９及び原子炉冷却装置１４を備えている。原子炉圧力容器２は原子炉格納容器３のドライウェル４内に配置される。原子炉格納容器３は、ドライウェル４及びドライウェル４と隔離された圧力抑制室５を有する。圧力抑制室５内には、冷却水が充填された圧力抑制プール６が形成されている。上端部がドライウェル４に連絡されるベント通路（図示せず）の下端部に形成された開口部が圧力抑制プール６の冷却水に浸漬されている。原子炉圧力容器２に接続されて開閉弁２１が設けられた蒸気排出管２０が圧力抑制室５内に達しており、蒸気排出管２０の下端部に形成された開口部が圧力抑制プール６の冷却水に浸漬されている。開閉弁２１を有する蒸気排出管２０は、蒸気排出装置を構成する。開閉弁２１は、所内電源（または外部電源及び非常用電源）からの電気の供給により開閉操作される。これらの電源が喪失したときに備えて、開閉弁２１は、配線により第１開閉器（図示せず）を介してバッテリー１３Ｃに接続されている。
【００２０】
原子炉格納容器３は原子炉格納容器（または原子炉建屋）７（以下、第２原子炉格納容器という）内に設置されている。第２原子炉格納容器７内でその底部に冷却水を充填した冷却水プール８が形成される。冷却水プール８は第１原子炉格納容器３を間に介在させて圧力抑制プール６に隣り合っている。開閉弁３１を設けた空気供給管３０が、冷却水プール８の液面より上方で凝縮器１６より下方において、第２原子炉格納容器７の側壁に設置される。必要に応じて複数本の、開閉弁３１を設けた空気供給管３０が、第２原子炉格納容器７の周方向において互いに間隔を置いて、第２原子炉格納容器７の側壁に取り付けられる。開閉弁３３を設けた空気排出管３２が、第２原子炉格納容器７の天井に取り付けられる。
【００２１】
原子炉注水装置９は、冷却水を充填した水タンク１０、注入弁１１及び注入配管１２を有する。注入弁１１を設けた注入配管１２が、水タンク１０と原子炉圧力容器２を接続している。注入弁１１は、所内電源（または外部電源及び非常用電源）からの電気の供給により開閉操作される。これらの電源が喪失したときに備えて、注入弁１１は、配線により第２開閉器（図示せず）を介してバッテリー１３Ａに接続されている。
【００２２】
原子炉冷却装置１４は、蒸発器１５、凝縮器１６、蒸気管（第１管路）１８及び液管（第２管路）１９を有する。蒸発器１５及び凝縮器１６は一種の熱交換器である。原子力プラント１には、一基しか図示されていないが、複数の原子炉冷却装置１４が設けられている。蒸発器１５が原子炉圧力容器２内に配置され、凝縮器１６が第１原子炉格納容器３の外部で第２原子炉格納容器７内の内部空間２２に配置される。蒸気管１８が蒸発器１５と凝縮器１６を接続しており、液管１９が凝縮器１６と蒸発器１５を接続している。凝縮器１６は蒸発器１５よりも高い位置に配置されている。このため、原子炉圧力容器２及び第１原子炉格納容器３を貫通している蒸気管１８及び液管１９は、凝縮器１６から蒸発器１５に向かって傾斜して配置されている。開閉弁１７が液管１９に設けられる。開閉弁１７は、所内電源（または外部電源及び非常用電源）からの電気の供給により開閉操作される。これらの電源が喪失したときに備えて、開閉弁１７は、配線により第３開閉器（図示せず）を介してバッテリー１３Ｂに接続されている。開閉弁１７は液管１９ではなく蒸気管１８に設けてもよい。
【００２３】
原子力プラント１の運転が停止されて所内電源、外部電源及び非常用電源が喪失している状態を想定する。このとき、操作員が第１開閉器を閉じることによりバッテリー１３Ｃから開閉弁２１に電気が供給され、開閉弁２１が開いて原子炉圧力容器２内の蒸気が圧力抑制プール６内の冷却水中に放出されて凝縮される。原子炉圧力容器２内の蒸気が圧力抑制プール６に放出されるため、原子炉圧力容器２内の圧力が低下する。原子力プラント停止後の初期において、原子炉圧力容器２内の蒸気を圧力抑制プール６に放出して冷却水で凝縮することにより、原子力プラント停止後の初期段階において原子炉圧力容器２内の炉心に装荷された各燃料集合体で発生する崩壊熱を、圧力抑制プール６内の冷却水の顕熱及び潜熱にて除熱することができる。蒸気の凝縮により圧力抑制プール６内の冷却水の温度が上昇するが、この冷却水の保有する熱量は、鋼製の第１原子炉格納容器３の側壁を介して冷却水プール８の冷却水に伝えられる。このため、各燃料集合体で発生する崩壊熱は、冷却水プール８の冷却水の顕熱及び潜熱によっても除熱することができる。
【００２４】
開閉弁２１が開くと同時に（または圧力抑制プール６内への蒸気の放出によって原子炉圧力容器２内の圧力が低下した後、）、操作員が第２開閉器を閉じることによりバッテリー１３Ａから注入弁１１に電気が供給され、注入弁１１が開く。水タンク１０内の冷却水は重力落下により注入配管１２を通して原子炉圧力容器２内に注入される。原子炉圧力容器２内の炉心に装荷されている各燃料集合体は、注入配管１２により注入された冷却水により冷却される。水タンク１０からの冷却水の注入により、原子炉圧力容器２内の冷却水量を確保することができ、炉心の冠水を維持することができる。
【００２５】
原子力プラント停止後、所定の時間が経過した後、操作員が第３開閉器を閉じることによりバッテリー１３Ｂから開閉弁１７に電気が供給されて開閉弁１７が開き、操作員が第１開閉器を開けることによりバッテリー１３Ｃからの電気により開閉弁２１が全閉にされる。蒸発器１５、凝縮器１６、蒸気管１８及び液管１９内には冷媒（例えば、水）が充填されている。冷媒は、蒸発器１５において原子炉圧力容器２内の高温の冷却水（または蒸気）によって加熱されて蒸発し、蒸気になる。冷媒の蒸気は、蒸気管１８内を上昇して凝縮器１６に達する。凝縮器１６内の冷媒の蒸気は、冷却プール８の上方で第１原子炉格納容器３と第２原子炉格納容器７の間に存在する内部空間２２内の空気によって冷却され、冷媒の液体になる。冷媒の液体は、液管１９内を下降して蒸発器１５に流入する。蒸発器１５内で、前述したように、液体の冷媒は原子炉圧力容器２内の高温の冷却水（または蒸気）によって加熱されて蒸気になる。そして、冷媒の蒸気は、凝縮器１６で凝縮される。
【００２６】
冷媒が、蒸発器１５、蒸気管１８、凝縮器１６、液管１９及び蒸発器１５と循環され、原子炉圧力容器２内の冷却水の熱を内部空間２２内の空気に伝え、原子炉圧力容器２内の冷却水を冷却する。すなわち、冷媒が、上記のように、蒸発器１５と凝縮器１６の間を冷却しながら原子炉圧力容器２内の冷却水を冷却し、炉心内の燃料集合体で発生する崩壊熱が、原子炉冷却装置１４により内部空間２２に放出される。
【００２７】
原子力プラント１の運転が停止されて所内電源、外部電源及び非常用電源が喪失している状態では、バッテリー（図示せず）から供給される電気により開閉弁３１，３３が開けられる。これにより、内部空間２２と第２原子炉格納容器７の外部が空気供給管３０及び空気排出管３２より連通される。このため、空気供給管３０より第２原子炉格納容器７外の空気が内部空間２２に供給される。内部空間２２内の空気は、凝縮器１６から放出される熱により加熱されて内部空間２２内を上昇し、空気排出管３２を通して第２原子炉格納容器７の外部に排出される。このため、原子炉冷却装置１４内の冷媒を原子炉圧力容器２と内部空間２２の間で循環させることにより、炉心内の燃料集合体で発生する崩壊熱を継続して第２原子炉格納容器７の外部に排出することができる。
本実施例は、所内電源、外部電源及び非常用電源が喪失している状態での原子力プラント停止後の初期段階において蒸気排出管２０を通して原子炉圧力容器２内の蒸気を圧力抑制プール６の冷却水中に排出するので、燃料集合体内の核燃料物質の崩壊熱により発生する蒸気を圧力抑制プール６の冷却水により除去することができる。このため、原子力プラント停止後の初期段階において発生する上記の崩壊熱を圧力抑制プール６の冷却水の水冷により除去することができる。圧力抑制プール６の冷却水の温度が高くなると、圧力抑制プール６の冷却水は冷却水プール８の冷却水により冷却される。これは、結果的には、その崩壊熱が冷却水プール８の冷却水により冷却されることになる。
【００２８】
開閉弁２１が開くと同時に、または蒸気の放出によって原子炉圧力容器２内の圧力が低下した後、注入弁１１が開くので、原子力プラント停止後の初期段階において、水タンク１０内の冷却水を重力落下により原子炉圧力容器２内に注入することができる。これにより、複数の燃料集合体が装荷された炉心を冠水させることができ、これらの燃料集合体を水冷することができる。
【００２９】
図２に示すように、原子力プラント停止時からある期間を経過すると、炉心内の燃料集合体に含まれた核燃料物質で発生する崩壊熱の発生量が低下する。このときには、水冷ではなく、空冷によりその崩壊熱を除去することができる。空冷による崩壊熱の除去に、冷媒を用いている原子炉冷却装置１４が用いられる。冷媒は、蒸発器１５において原子炉圧力容器２内の高温の冷却水（または蒸気）によって加熱されて蒸発して蒸気になり、冷媒の蒸気が凝縮器１６において内部空間２２内の空気により空冷されて冷媒の液体になる。このように、冷媒が蒸発器１５と凝縮器１６の間を循環するので、炉心内の核燃料物質で発生する崩壊熱を長期に亘って除去することができる。
【００３０】
以上述べた本実施例は、上記のように、崩壊熱の熱量が大きい初期段階で蒸気排出装置及び原子炉注水装置９を用いた水冷を行い、その後の崩壊熱の熱量が低下した段階では原子炉冷却装置１４による空冷により崩壊熱を除去している。このため、原子力プラントの外部からの冷却水の補給を行うことなしに、より長期に亘って原子炉圧力容器２内の炉心の冷却を継続して行うことができる。
【００３１】
さらに、本実施例はバッテリー１３Ａ，１３Ｂ及び１３Ｃを備えているので、原子力プラント１の運転が停止されて所内電源、外部電源及び非常用電源が喪失している場合においても、バッテリー１３Ａ，１３Ｂ及び１３Ｃにより、注入弁１１、開閉弁１７及び開閉弁２１を開くことができ、上記したように、より長期に亘って原子炉圧力容器２内の炉心の冷却を継続して行うことができる。
【００３２】
また、原子力プラントの停止後において所内電源、外部電源及び非常用電源のいずれかの電源から電気が供給される場合には、注入弁１１、及び開閉弁１３Ｂ，１３Ｃは、この電気により開き、上記した冷却が行われる。
【実施例２】
【００３３】
本発明の他の実施例である原子力プラントを、図３を用いて説明する。
【００３４】
本実施例の原子力プラント１Ａは、実施例１の原子力プラント１において蒸発器１５を、原子炉圧力容器２内における、通常の運転時の水位（ＮＷＬ）よりも上方に配置した構成を有する。原子力プラント１Ａの他の構成は実施例１の原子力プラント１と同じである。本実施例の原子力プラント１Ａは、沸騰水型原子力プラントである。
【００３５】
本実施例は実施例１で生じる各効果を得ることができる。さらに、本実施例によれば、蒸発器１５が原子炉圧力容器２内において乾き度の大きい蒸気空間に配置されることになり、冷却水中に配置される場合と比較して、原子炉冷却装置１４への熱伝達性能が優れているため、伝熱に要する面積を少なくすることができ、蒸発器１５を小型化することができる。
【実施例３】
【００３６】
本発明の他の実施例である原子力プラントを、図４を用いて説明する。
【００３７】
本実施例の原子力プラント１Ｂは、沸騰水型原子力プラントであり、実施例１の原子力プラント１において原子炉冷却装置１４の液管１９を冷却水プール８及び圧力抑制プール６内に配置した構成を有する。原子力プラント１Ｂの他の構成は実施例１の原子力プラント１と同じである。
【００３８】
本実施例において、内部空間２２に配置された凝縮器１６に接続された液管１９が、第１原子炉格納容器３の外側で内部空間２２内に配置され、第２原子炉格納容器７の底部に向かって伸びて冷却水プール８内に配置され、冷却水プール８の冷却水中で底面に沿って伸びて圧力抑制プール６の冷却水内に配置される。この液管１９は、さらに、圧力抑制プール６の冷却水中で圧力抑制プール６の底面に沿ってドライウェル４に向かって伸び、ドライウェル４内で上方に向かって伸びて原子炉圧力容器２内の蒸発器１５に接続される。
【００３９】
本実施例は実施例１で生じる各効果を得ることができる。本実施例では、液管１９が冷却水プール８及び圧力抑制プール６のそれぞれの冷却水中に配置されるため、液管１９内の冷媒の液体をそれぞれの冷却水で冷却することができ、冷媒の液体の温度をさらに低下させることができる。液管１９内を流れる冷媒の液体の温度が下がると、蒸発器１５で発生する冷媒の蒸気の流量が減少し、蒸気管１８内における蒸気流速が低下する。液管１９内での摩擦損失は増加するが、原子炉冷却装置１４全体の圧力損失は蒸気管１８内の摩擦損失が支配的である。このため、蒸気管１８内における蒸気流速の低下は、原子炉冷却装置１４全体の圧力損失が小さくなり、原子炉冷却装置１４における熱輸送限界が向上する。
【実施例４】
【００４０】
本発明の他の実施例である原子力プラントを、図５を用いて説明する。
【００４１】
本実施例の原子力プラント１Ｃは、沸騰水型原子力プラントであり、実施例１の原子力プラント１に圧縮機２３及びターボモータ２４を追加した構成を有する。原子力プラント１Ｃの他の構成は実施例１の原子力プラント１と同じである。
【００４２】
ターボモータ２４に連結される圧縮機２３は蒸気管１８に設けられる。開閉弁２５が設けられる蒸気管２６がターボモータ２４の蒸気流入口に接続される。ターボモータ２４の蒸気流出口に接続される蒸気排出管２７が圧力抑制プール６の冷却水中まで伸びている。開閉弁２５は、所内電源（または外部電源及び非常用電源）からの電気の供給により開閉操作される。これらの電源が喪失したときに備えて、開閉弁２５にはバッテリー１３Ｄが接続されている。本実施例では、バッテリー１３Ｂが接続される膨張弁２８が液管１９に設けられる。
【００４３】
原子力プラント１の運転が停止されて所内電源、外部電源及び非常用電源が喪失している状態を想定する。原子力プラント１Ｃの運転が停止された後、初期段階においては、実施例１と同様に、開閉弁２１がバッテリー１３Ｃからの電気によって開き、原子炉圧力容器２内の蒸気が蒸気排出管２０を通って圧力抑制プール６内に放出され、凝縮される。また、開閉弁２１が開くと同時に（または圧力抑制プール６内への蒸気の放出によって原子炉圧力容器２内の圧力が低下した後、）、バッテリー１３Ａから電気によって注入弁１１が開き、水タンク１０内の冷却水が原子炉圧力容器２内に注入される。
【００４４】
原子力プラント停止後、所定の時間が経過した後、バッテリー１３Ｂから膨張弁２８に電気が供給されて膨張弁２８が開き、バッテリー１３Ｄから開閉弁２５に電気が供給されて開閉弁２５が開く。蒸発器１５、凝縮器１６、蒸気管１８及び液管１９内には冷媒が充填されており、実施例１と同様に、蒸発器１５で冷媒が蒸発し、蒸気になる。冷媒の蒸気は、蒸気管１８内を上昇して圧縮機２３に達する。一方、原子炉圧力容器２内の蒸気が、蒸気管２６によりターボモータ２４に供給され、ターボモータ２４が回転する。ターボモータ２４の回転が圧縮機２３に伝えられ、圧縮機２３も回転する。ターボモータ２４の蒸気流出口から排出された蒸気は、蒸気排出管２７を通して圧力抑制プール６の冷却水中に放出され、凝縮される。原子炉圧力容器２内の圧力が高いとき（例えば、１ＭＰａ以上）には、ターボモータ２４は、原子力圧力容器２内の蒸気により駆動され、圧縮機２３を回転させる。原子炉圧力容器２内の圧力が、例えば、１ＭＰａ未満になったときには、ターボモータ２４の回転が停止される。このとき、原子炉冷却装置１４内の冷媒は、実施例１と同様に、蒸発器１５、蒸気管１８、凝縮器１６、液管１９及び蒸発器１５と循環される。蒸気管１８内を流れる冷媒の蒸気は圧縮機２３内を通過して凝縮器１６に達する。このようにして、原子炉圧力容器２内の冷却水の熱が内部空間２２内の空気に伝えられ、原子炉圧力容器２内の冷却水が冷却される。
【００４５】
圧縮機２３内に到達した冷媒の蒸気は、圧縮機２３の回転により圧縮され、温度が上昇する。温度が上昇した冷媒の蒸気が凝縮器１６に導かれ、この蒸気は凝縮器１６において内部空間２２の空気によって冷却され、凝縮する。凝縮によって生成された冷媒の液体は、液管１９を通って膨張弁２８で膨張されて温度が低下され、蒸発器１５に供給される。冷媒の液体は蒸発器１５で再び蒸気になる。
【００４６】
本実施例は実施例１で生じる各効果を得ることができる。さらに、本実施例では、圧縮機２３により冷媒の蒸気の温度を上昇させることができるため、凝縮器１６において冷媒の蒸気の温度と内部空間２２での空気の温度の差を大きくする、すなわち、熱落差を大きくとることができ、また、ふく射伝熱の効果も大きくなる。この結果、冷媒の蒸気から内部空間２２への放熱量を増加させることができる。また、膨張弁２８を通過した後の冷媒の液体の圧力を小さくすることができるため、蒸発器１５に流入する冷媒の液体の圧力と原子炉圧力容器１内の圧力の差が大きくなるため、蒸発器１５の伝熱性能を向上させることができ、蒸発器１５を小型化することができる。
【符号の説明】
【００４７】
１，１Ａ，１Ｂ，１Ｃ…原子力プラント、２…原子炉圧力容器、３…第１原子炉格納容器、４…ドライウェル、５…圧力抑制室、６…圧力抑制プール、７…第２原子炉格納容器、８…冷却水プール、９…原子炉注水装置、１０…水タンク、１１…注入弁、１２…注入配管、１３Ａ，１３Ｂ，１３Ｃ，１３Ｄ…バッテリー、１４…原子炉冷却装置、１５…蒸発器、１６…凝縮器、１７，２１，２５…開閉弁、１８…蒸気管、１９…液管、２０，２７…蒸気排出管、２３…圧縮機、２４…ターボモータ、２８…膨張弁。
【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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