(57)【要約】【課題】電気設備によらずに軽水を供給することができる原子力発電施設の軽水供給装置および原子力発電施設の軽水供給方法を提供する。【解決手段】原子力発電施設１の屋外に備えられると共に原子力発電施設１内の原子炉２よりも高所である高台１４に軽水貯留部１１を設置し、軽水貯留部１１から原子力発電施設１までを結ぶ水路部１２を流通させて、軽水貯留部１１に貯留された軽水を原子力発電施設１に供給する。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子力発電施設の屋外に備えられると共に前記原子力発電施設内の原子炉よりも高所に配置された軽水貯留部と、
前記軽水貯留部から前記原子力発電施設までを結ぶ水路部と、
から構成された、
ことを特徴とする原子力発電施設の軽水供給装置。
【請求項２】
原子力発電施設の屋外に備えられると共に前記原子力発電施設内の原子炉よりも高所に配置された軽水貯留部の軽水を、前記軽水貯留部から前記原子力発電施設までを結ぶ水路部を流通させて前記原子力発電施設に供給する、
ことを特徴とする原子力発電施設の軽水供給方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力発電施設に軽水を供給する原子力発電施設の軽水供給装置および原子力発電施設の軽水供給方法に関するものである。
【背景技術】
【０００２】
従来、原子力発電施設の原子炉は、例えば加圧水型炉（ＰＷＲ；Ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ  Ｗａｔｅｒ  Ｒｅａｃｔｏｒ）と、沸騰水型炉（ＢＷＲ；Ｂｏｉｌｎｇ  Ｗａｔｅｒ  Ｒｅａｃｔｏｒ）とがあり、いずれの原子炉にも軽水（水）が供給される。軽水は、核分裂の過程でウラン、プルトニウムから飛び出した中性子を減速させる減速材として、また、核分裂によって発生した崩壊熱の熱エネルギーを原子炉の外に取り出すための冷却材として用いられる。軽水は、給水ポンプによって原子炉に供給され、原子炉で気化した蒸気がタービンを駆動し、復水器に戻って再び給水ポンプによって原子炉に供給される。復水器では、軽水を冷却するために海水などの冷却水が用いられる。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００３】
【特許文献１】特開２００３−５５８９７号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００４】
しかし、自然災害などによって電気設備が機能しなくなった場合、軽水の供給や冷却水の循環が滞り、熱エネルギーによって原子炉が溶解して臨界事故につながる可能性がある。
【０００５】
本発明は、上記の実情に鑑みて提案されたものである。すなわち、電気設備によらずに軽水を供給することができる原子力発電施設の軽水供給装置および原子力発電施設の軽水供給方法の提供を目的とする。
【課題を解決するための手段】
【０００６】
本発明に係る原子力発電施設の軽水供給装置は、原子力発電施設の屋外に備えられると共に前記原子力発電施設内の原子炉よりも高所に配置された軽水貯留部と、前記軽水貯留部から前記原子力発電施設までを結ぶ水路部と、から構成された、ことを特徴としている。
【０００７】
本発明に係る原子力発電施設の軽水供給方法は、原子力発電施設の屋外に備えられると共に前記原子力発電施設内の原子炉よりも高所に配置された軽水貯留部の軽水を、前記軽水貯留部から前記原子力発電施設までを結ぶ水路部を流通させて前記原子力発電施設に供給する、ことを特徴としている。
【発明の効果】
【０００８】
本発明に係る原子力発電施設の軽水供給装置および原子力発電施設の軽水供給方法は、上記の構成である。この構成により、軽水貯留部に貯留された軽水が水路部を流れて原子力発電施設に供給される際の外力が、重力である。したがって、電気設備によらずに軽水を供給することができる。
【図面の簡単な説明】
【０００９】
【図１】本発明の実施形態に係る原子力発電施設の軽水供給装置および原子力発電施設の軽水供給方法の概略を示す概略図である。
【発明を実施するための形態】
【００１０】
以下、本発明に係る実施形態に係る原子力発電施設の軽水供給装置および原子力発電施設の軽水供給方法を図面に基づいて説明する。
【００１１】
図１に示されているとおり、原子力発電施設の軽水供給装置１０は、原子力発電施設１の屋外に備えられると共に原子力発電施設１内の原子炉２よりも高所である高台１４に配置された軽水貯留部１１と、この軽水貯留部１１から原子力発電施設１までを結ぶ水路部１２とが備えられている。
【００１２】
原子力発電施設１は、原子炉建屋の内側に鉄筋コンクリート製の原子炉格納容器３が設置されている。原子炉２が加圧水型炉であれば、原子炉格納容器３は、原子炉容器、加圧器、蒸気発生器、冷却材ポンプなどが内側に設置されている。一方、原子炉２が沸騰水型炉であれば、原子炉格納容器３は、原子炉圧力容器４、再循環ポンプ５、圧力制御プール６などが内側に設置されている。
【００１３】
各原子炉２は、ウラン、プルトニウムから形成された小さなペレット状の燃料７、核分裂の過程でウラン、プルトニウムから飛び出した中性子の速度を弱めるための減速材９、核分裂で得た熱エネルギーを原子炉の外に取り出すための冷却水（図示省略）、核分裂を制御するための制御棒８、非常時および緊急時のための緊急炉心冷却装置（図示省略）などから構成されている。
【００１４】
軽水貯留部１１は、原子力発電施設１の屋外で、自然に、または人工的に作られた高台１４に配置されている。軽水貯留部１１は例えば、ダムやタンクであり、軽水が貯留されている。水路部１２は、高台１４に埋設され、または架空線のように空中に渡される。空中を渡される場合は、支持部材（図示省略）によって適当な間隔で支持される。水路部１２は、酸化を防ぐ耐腐食性の素材または塗装が施されていることが好ましい。軽水貯留部１１と水路部１２との連結箇所には、遮水弁１５が取り付けられている。遮水弁１５は、例えば水門や電磁弁などであり、手動式、自動式、遠隔操作式などにより開閉する。
【００１５】
水路部１２は、先端に軽水放出部１３が形成されている。軽水放出部１３は、原子炉建屋の上方に配置される。原子炉格納容器３に接続してもよいが場合、原子炉格納容器３の気密性を維持して放射性物質の漏洩を防ぐ必要がある。
【００１６】
上記のとおり原子力発電施設の軽水供給装置１０が構成されている。この原子力発電施設の軽水供給装置１０は、遮水弁１５が開放されると、軽水貯留部１１に貯留されていた軽水が、自重によって水路部１２を流れて軽水放出部１３から放出される。したがって、仮に自然災害によって原子力発電施設１の電気設備が機能しなくなった場合であっても、電気設備によらずに軽水を供給することができる。
【００１７】
以上、本発明の実施形態を詳述したが、本発明は上記実施形態に限定されるものではない。そして本発明は、特許請求の範囲に記載された事項を逸脱することがなければ、種々の設計変更を行うことが可能である。
【符号の説明】
【００１８】
１                原子力発電施設
２                原子炉
３                原子炉格納容器
４                原子炉圧力容器
５                再循環ポンプ
６                圧力制御プール
７                燃料
８                制御棒
９                減速材
１０              原子力発電施設の軽水供給装置
１１              軽水貯留部
１２              水路部
１３              経路放出部
１４              高台
１５              遮水弁
【図１】
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