(57)【要約】  【課題】  原子炉格納容器内に注水を行う注水装置において、平常時は確実に冷却水を閉止し、非常時には外部からの動力を必要とせずに、迅速かつ確実に原子炉格納容器内への注水が可能な信頼性の高い注水装置を提供する。  【解決手段】  原子炉格納容器内に注水を行う注水装置であって、冷却水を供給する流路と、前記流路を閉止するディスクと、前記ディスクに連結され、前記ディスクによる前記流路の閉止および開放を行うスイングアームと、前記スイングアームにスイングレバーを介して連結されるウェイトと、を備え、前記ウェイトは、低融点合金からなる支持部材により支持されることを特徴とする。【選択図】  図２
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉格納容器内に注水を行う注水装置であって、
冷却水を供給する流路と、
前記流路を閉止するディスクと、
前記ディスクに連結され、前記ディスクによる前記流路の閉止および開放を行うスイングアームと、
前記スイングアームにスイングレバーを介して連結されるウェイトと、を備え、
前記ウェイトは、低融点合金からなる支持部材により支持されることを特徴とする注水装置。
【請求項２】
請求項１に記載の注水装置であって、
前記スイングアームは、その一端が前記注水装置のボディに回動可能に支持され、他端がスイングレバーと回動可能に連結されており、
前記スイングレバーの前記スイングアームに連結される端部とは反対側の端部が、ワイヤーを介して前記ウェイトに連結されることを特徴とする注水装置。
【請求項３】
請求項２に記載の注水装置であって、
前記スイングアームと前記スイングレバーの連結部を、前記注水装置のボディに対して回動可能に設けられたアームにより支持することで、前記ディスクにより前記流路を閉止することを特徴とする注水装置。
【請求項４】
請求項１から３のいずれか１項に記載の注水装置であって、
前記ディスクは、前記支持部材を構成する低融点合金よりもさらに融点の低い金属材料を用いて前記注水装置のボディにシール溶接されることを特徴とする注水装置。
【請求項５】
請求項１から４のいずれか１項に記載の注水装置であって、
前記注水装置の周囲環境の温度上昇により前記支持部材が溶融し、前記ウェイトが落下することで、落下による衝撃荷重により前記ディスクによる前記流路の閉止が開放され、前記原子炉格納容器内に注水されることを特徴とする注水装置。
【請求項６】
請求項１から５のいずれか１項に記載の注水装置であって、
前記支持部材を構成する低融点合金は、２００℃未満では固体状態であり、かつ、２６０℃では液体状態であることを特徴とする注水装置。
【請求項７】
請求項１から５のいずれか１項に記載の注水装置であって、
前記支持部材を構成する低融点合金は、Ｓｂ：８．０質量％〜１２．５質量％，Ａｇ：０〜６．０質量％及びＣｕ：０〜１．５質量％を含む合金であることを特徴とする注水装置。
【請求項８】
請求項７に記載の注水装置であって、
前記支持部材を構成する低融点合金は、さらにＳｎ及び不可避元素を含む合金であることを特徴とする注水装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉格納容器の構造に係り、特に、非常時に原子炉格納容器内に注水を行う注水装置に適用して有効な技術に関する。
【背景技術】
【０００２】
水冷却型原子炉では、原子炉圧力容器内への給水の停止や、原子炉圧力容器に接続された配管の破断により冷却水が喪失すると、原子炉水位が低下し炉心が露出して冷却が不十分になる可能性がある。このような場合を想定して、水位低下の信号により原子炉は自動的に非常停止され、非常用炉心冷却装置による冷却水の注入によって炉心を冠水させて冷却し、炉心溶融事故を未然に防ぐようになっている。
【０００３】
しかしながら、極めて低い確率ではあるが、上記非常用炉心冷却装置が作動せず、かつ、その他の炉心への注水装置も利用できない事態も想定され得る。このような場合、原子炉水位の低下により炉心は気相中に露出し、十分な冷却が行われなくなり、原子炉停止後も発生し続ける崩壊熱によって燃料棒温度が上昇し、最終的には炉心溶融に至ることが考えられる。このような重大事故（シビアアクシデント）が進展すると、高温の炉心溶融物（コリウム）が原子炉圧力容器の下部に溶け落ち、さらに原子炉圧力容器の底部を溶融貫通して、原子炉格納容器（以下、単に「格納容器」とも呼ぶ）内の床上に落下するに至る。
【０００４】
格納容器床を形成するコンクリートとコリウムの反応が継続すると格納容器破損に至り、格納容器内の放射性物質を外部環境へ放出させる恐れがある。このコリウムとコンクリートの反応を抑制するために、コリウムに注水する設備を設けることが検討されている。特に、シビアアクシデント時には、全交流電源の喪失や、運転員操作の遅れなど様々な不利な条件を考慮しても作動が期待できる静的システムの適用が検討されており、溶融弁を用いた注水装置もその一つである。溶融弁としては、原子力プラントの通常運転時には閉じていて原子炉格納容器下部の温度が通常の運転時よりも高い所定の温度よりも高くなった時に自動的に開放される温度作動弁機構が検討されている。
【０００５】
本技術分野の背景技術として、例えば、特許文献１のような技術がある。特許文献１には、「通常時には閉じていて下部ドライウェル内の温度が所定の温度よりも高くなったときに開放される温度作動弁機能と、圧力抑制プール側から下部ドライウェル側へ向かう流れを許容し下部ドライウェル側から圧力抑制プール側へ向かう流れを阻止する逆止弁機能とを備えた温度作動逆止弁を有する原子力プラント」が開示されている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００６】
【特許文献１】特開２０１１−１３３３７２号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００７】
上記特許文献１には、冷却水の水頭によってディスクが押し上げられ固定ガイド部の内部を摺動して、流路を開放する注水装置が記載されている。しかしながら、特許文献１に記載された注水装置では、ディスクの固定に低融点合金からなる保持部材が用いられており、流路を閉止する力は低融点合金の機械的特性に依存するという問題がある。
【０００８】
すなわち、可動閉止部材であるディスク２６は常に圧力抑制プール７の水圧を受けているため、低融点合金２１からなる保持部材の強度上の信頼性が懸念される。また、この保持部材は、圧力抑制プール７の水により冷却されるため、温度上昇時の作動が不安定になりやすいという問題もある。
【０００９】
そこで、本発明の目的は、原子炉格納容器内に注水を行う注水装置において、平常時は確実に冷却水を閉止し、非常時には外部からの動力を必要とせずに、迅速かつ確実に原子炉格納容器内への注水が可能な信頼性の高い注水装置を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１０】
上記課題を解決するために、本発明は、原子炉格納容器内に注水を行う注水装置であって、冷却水を供給する流路と、前記流路を閉止するディスクと、前記ディスクに連結され、前記ディスクによる前記流路の閉止および開放を行うスイングアームと、前記スイングアームにスイングレバーを介して連結されるウェイトと、を備え、前記ウェイトは、低融点合金からなる支持部材により支持されることを特徴とする。
【発明の効果】
【００１１】
本発明によれば、原子炉格納容器内に注水を行う注水装置において、平常時は確実に冷却水を閉止し、非常時には外部からの動力を必要とせずに、迅速かつ確実に原子炉格納容器内への注水が可能な信頼性の高い注水装置を実現できる。
【００１２】
上記した以外の課題、構成および効果は、以下の実施形態の説明によって明らかにされる。
【図面の簡単な説明】
【００１３】
【図１】本発明の一実施形態に係る注水装置を備えた原子炉格納容器の概要図である。
【図２】本発明の一実施形態に係る注水装置の作動前の状態を示す断面図である。
【図３】本発明の一実施形態に係る注水装置の作動後の状態を示す断面図である。
【図４】図２の変形例を示す図である。
【発明を実施するための形態】
【００１４】
以下、図面を用いて本発明の実施例を説明する。なお、各図面において、同一の構成については同一の符号を付し、重複する部分についてはその詳細な説明は省略する。
【実施例１】
【００１５】
以下、図１から図３を参照して、本発明の一実施例を説明する。図１は本実施例における注水装置を備えた原子力発電所（原子炉格納容器）の概要図である。図２および図３は、本実施例の注水装置を示す断面図であり、図２は注水装置が流路を開放する前の状態を示しており、図３は注水装置が流路を開放している状態を示している。
【００１６】
図１に示すように、原子力発電所は、原子炉格納容器１内に設置されている原子炉圧力容器２と、サプレッションプール（圧力抑制プール）３と、下部ドライウェル４と、サプレッションプール３と下部ドライウェル４を繋ぐ配管５と、を有している。サプレッションプール３内の冷却水６は、配管５を介して、下部ドライウェル４へ流入する。
【００１７】
配管５の下部ドライウェル４側の端部には、注水装置７が設けられている。シビアアクシデントにおいては、原子炉圧力容器２内で高温のコリウム（炉心溶融物）８が発生する。シビアアクシデントの進展に伴い、このコリウム８が原子炉圧力容器２の下部を溶融貫通して、下部ドライウェル４へ落下するに至る。注水装置７は下部ドライウェル４に落下したコリウム８を冷却する目的で、冷却水６の流路を開放することで、サプレッションプール３の冷却水６を下部ドライウェル４へ注水する。
【００１８】
注水装置７は、図２に示すように、ボディ９と、ディスク１０と、スイングアーム１１と、アーム１２と、スイングレバー１３と、ウェイト１４と、を備えている。ボディ９は円筒状の部材であり、内部に流体が流れる流路１５が形成されている。流路１５は配管５内の流路（図示省略）と連通している。ディスク１０は、ボディ９内の流路１５を閉止または開放し、ボディ９内を流れる冷却水を開放する。
【００１９】
なお、ボディ９とディスク１０の密着部は、金属部材同士の接触によるメタルタッチであってもよく、ガスケットやＯリングなどのシーリング部材（封止部材）が使用されてもよい。また、後述するように、シール性能を向上させるために、密着部を低融点合金による溶着でシール溶接してもよい。
【００２０】
ディスク１０はスイングアーム１１と締結（連結）されており、アーム１２によってスイングアーム１１を上部へ引き上げて固定することによって、ディスク１０が流路１５の閉止位置に固定される。スイングアーム１１は、一方の端部が支点Ｂ１９によりボディ９に回動可能に支持され、反対側の端部が支点Ａ１８によりスイングレバー１３と回動可能に連結されており、スイングレバー１３の反対側の先端にはワイヤー１６を介して、ウェイト１４が接続されている。
【００２１】
ウェイト１４は低融点合金を用いた部材１７、例えば円柱形状のピンによって、ボディ９に固定されている。なお、ウェイト１４は低融点合金による溶着でボディ９に直接固定されていてもよい。この低融点合金を用いた部材１７は、シビアアクシデントにより、下部ドライウェル４内の温度が上昇して所定の温度を超えた時に、溶融または軟化して、ウェイト１４のボディ９への固定を解除する。
【００２２】
なお、原子炉圧力容器２内の燃料の温度は通常１０００℃〜２０００℃程度であるが、炉心溶融により高温のコリウム８が下部ドライウェル４へ落下すると下部ドライウェル４内の温度は２６０℃程度となる。従って、部材１７に用いる低融点合金は、２００℃未満では固体状態であり、かつ２６０℃では液体状態である合金を用いることが望ましい。
【００２３】
この低融点合金の一例を挙げると、例えば、アンチモン（Ｓｂ）：８．０質量％〜１２．５質量％，銀（Ａｇ）：０〜６．０質量％，銅（Ｃｕ）：０〜１．５質量％を含む合金などを用いることができる。また、これらの合金に、さらにスズ（Ｓｎ）及び不可避元素を含んでもよい。
【００２４】
固定の解除に伴い、ウェイト１４は自重で落下する。落下の衝撃荷重は、ワイヤー１６を介してスイングレバー１３に伝えられる。なお、このワイヤー１６に替えて、ウェイト１４が滑り落ちるレール形状のような部材としても同様の衝撃荷重伝達効果を得ることができる。
【００２５】
落下の衝撃荷重を受けたスイングレバー１３は、支点Ａ１８を中心にアーム１２を押し出すように回転動作し、アーム１２によるスイングアーム１１とディスク１０の固定を解除する。スイングレバー１３によるアーム１２の押し出しを助長する目的で、スイングレバー１３とアーム１２の接触部に、ベアリング等の部材を使用してもよい。
【００２６】
図３は、低融点合金を用いた部材１７が溶融してディスク１０による流路１５の閉止が解除された状態を示している。図３に示すように、アーム１２による固定が解除されたスイングアーム１１とディスク１０は、自重によって支点Ｂ１９を中心に回転作動し、流路１５を開放する。
【００２７】
以上説明したように、本実施例の注水装置は、流路１５を形成するボディ９を、ディスク１０を用いて閉止する機構を有し、流路１５の開放はボディ９に低融点合金を用いた部材１７によって固定されたウェイト１４の落下荷重を、スイングレバー１３を介してアーム１２に伝え、アーム１２によるスイングアーム１１とディスク１０の固定を解除する機構を備えている。
【００２８】
例えば特許文献１のような従来技術では、低融点合金は流路を閉止する機構に直接組み込まれているため、流路の閉止力は低融点合金の機械的特性に依存するが、本実施形態によれば、低融点合金はボディ９にウェイト１４を固定するために用いられており、低融点合金の機械特性に依存せずに、確実に流路１５を閉止することができる（第１の作用）。
【００２９】
また、低融点合金が流路１５を閉止する部位から隔離され、周囲環境に直接曝される位置に配置されていることから、下部ドライウェル４が所定の温度に達した際には、冷却水６からの冷却の影響を受けることなく、周囲環境温度に応じて適切に流路１５を開放することができる（第２の作用）。
【００３０】
また、低融点合金を用いた部材１７とウェイト１４はブラケット２０を介してボディ９にボルト・ナット２１で固定されており、低融点合金を用いた部材１７と、ウェイト１４と、ブラケット２０を一体の状態で交換可能な構造とすることで、閉止機構に手を加えることなく、低融点合金の交換が可能である。つまり、ウェイト１４とピン１７をユニット化し交換部品とすることで、現地でのメンテナンス対応が容易になる。（第３の作用）。
【実施例２】
【００３１】
図４を参照して、実施例２の注水装置について説明する。図４は図２に示す注水装置の変形例であり、ボディ９とディスク１０の密着部に低融点合金による溶着でシール溶接２２を形成し、ディスク１０による流路１５のシール性能（閉止性能）を向上する実施例である。
【００３２】
流路１５をディスク１０で閉止した際、ディスク１０は流路１５内の冷却水からの水圧を常に受けており、経年劣化によりボディ９とディスク１０の密着部（接合部）からの冷却水の漏れなどが懸念される。また、不慣れな作業者が誤ってピン１７を引き抜いてしまい、不必要な注水が行われる可能性も想定される。
【００３３】
そこで、アーム１２によるスイングアーム１１およびディスク１０の支持に加えて、本実施例のように、ボディ９とディスク１０の密着部にシール溶接２２を形成することで、ディスク１０による流路１５のシール（閉止）をより確実なものとすることができる。また、万一作業者が誤ってピン１７を引き抜いてしまった場合でも、ディスク１０による流路１５のシール（閉止）は維持され、不必要な注水を回避することができる。
【００３４】
なお、シール溶接２２を形成する低融点合金は、ピン１７と同じ組成の低融点合金を用いて形成することで、シビアアクシデント時にピン１７とシール溶接２２が同時に溶融して注水することができるが、シール溶接２２は流路１５内の冷却水により冷却されるため、ピン１７が溶融してウェイト１４が落下したにもかかわらず、シール溶接２２が溶融せず、ディスク１０による流路１５のシールが維持されたまま注水されない恐れもある。そのため、シール溶接２２は、ピン１７よりもさらに融点の低い低融点合金を用いて形成し、ピン１７よりも先に溶融させるのが望ましい。
【００３５】
以上説明したように、各実施例によれば、低融点合金を注水装置の閉止機構部から隔離することにより、当該低融点合金の機械特性に依存せずに冷却水を閉止することが可能となり、原子炉格納容器用注水装置の信頼性をより向上することができる。
【００３６】
なお、本発明は上記した実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上記した実施例は本発明を分かりやすく説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施例の構成の一部を他の実施例の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施例の構成に他の実施例の構成を加えることも可能である。また、各実施例の構成の一部について、他の構成の追加・削除・置換をすることが可能である。
【符号の説明】
【００３７】
１…原子炉格納容器、２…原子炉圧力容器、３…サプレッションプール（圧力抑制プール）、４…下部ドライウェル、５…配管、６…冷却水、７…注水装置、８…コリウム（炉心溶融物）、９…ボディ、１０…ディスク、１１…スイングアーム、１２…アーム、１３…スイングレバー、１４…ウェイト、１５…流路、１６…ワイヤー、１７…低融点合金を用いた部材（ピン）、１８…支点Ａ、１９…支点Ｂ、２０…ブラケット、２１…ボルト・ナット、２２…シール溶接。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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