(57)【要約】【課題】原子炉圧力容器の配管の破断事故時において、最小限の交流電源設備と既存の設備のみで、重力によって冷却材を長期に亘って注水し、注水タンク水喪失リスクを実質的に排除できる、信頼性の高い静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントを提供する。【解決手段】液相部には冷却材が、気相部には窒素がそれぞれ充填された注水タンクと、注水タンクの上方側に一端側を接続し、他端側を原子炉圧力容器に接続し、冷却材中に一端側の開口を設け、注水タンク内の冷却材の水面より上方を経由して注水タンクの底面より下方の垂直高さに他端側の開口を設けたサイフォン配管と、注水タンクの上方側に一端側を接続し、他端側を原子炉格納容器に接続し、注水タンクの気相部に一端側の開口を設けた均圧配管とを備え、サイフォン配管と均圧配管とには、それぞれ少なくとも１個以上の逆止弁を設けたことを特徴とする。【選択図】  図１
2015078847.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
複数の燃料集合体を装荷した炉心を内包する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器周辺に設けた上部ドライウェル及び下部ドライウェルと、圧力抑制室空間部と圧力抑制プールとから構成された圧力抑制室とを備えた原子炉格納容器と、
前記上部ドライウェルと前記圧力抑制プールとを連通したベント管と、
前記ベント管における前記圧力抑制プールの水位よりも上方の部位に一端側が接続され、その他端側が前記下部ドライウェルで開口した連通管と、
液相部には冷却材が、気相部には窒素がそれぞれ充填された注水タンクと、
前記注水タンクの上方側に一端側を接続し、他端側を前記原子炉圧力容器に接続し、前記冷却材中に一端側の開口を設け、前記注水タンク内の前記冷却材の水面より上方を経由して前記注水タンクの底面より下方の垂直高さに他端側の開口を設けたサイフォン配管と、
前記注水タンクの上方側に一端側を接続し、他端側を前記原子炉格納容器に接続し、前記注水タンクの気相部に一端側の開口を設けた均圧配管とを備え、
前記サイフォン配管と前記均圧配管とには、それぞれ少なくとも１個以上の逆止弁を設けた
ことを特徴とする静的崩壊熱除去システム。
【請求項２】
複数の燃料集合体を装荷した炉心を内包する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器周辺に設けた上部ドライウェル及び下部ドライウェルと、圧力抑制室空間部と圧力抑制プールとから構成された圧力抑制室とを備えた原子炉格納容器と、
前記上部ドライウェルと前記圧力抑制プールとを連通したベント管と、
前記ベント管における前記圧力抑制プールの水位よりも上方の部位に一端側が接続され、その他端側が前記下部ドライウェルで開口した連通管と、
液相部には冷却材が、気相部には窒素がそれぞれ充填された注水タンクと、
前記注水タンクの上方側に一端側を接続し、他端側を前記原子炉格納容器に接続し、前記冷却材中に一端側の開口を設け、前記注水タンク内の前記冷却材の水面より上方を経由して前記注水タンクの底面より下方の垂直高さに他端側の開口を設けたサイフォン配管と、
前記注水タンクの上方側に一端側を接続し、他端側を前記原子炉格納容器に接続し、前記注水タンクの気相部に一端側の開口を設けた均圧配管とを備え、
前記均圧配管には、少なくとも１個以上の逆止弁を設けた
ことを特徴とする静的崩壊熱除去システム。
【請求項３】
請求項２に記載の静的崩壊熱除去システムにおいて、
前記サイフォン配管の他端側は、前記原子炉格納容器内の前記下部ドライウェルで開口した
ことを特徴とする静的崩壊熱除去システム。
【請求項４】
請求項２に記載の静的崩壊熱除去システムにおいて、
前記原子炉格納容器内の前記上部ドライウェルにスプレイパージャを設け、
前記サイフォン配管の他端側は、前記スプレイパージャに接続された
ことを特徴とする静的崩壊熱除去システム。
【請求項５】
請求項１乃至４のいずれか１項に記載の静的崩壊熱除去システムにおいて、
前記サイフォン配管にその一端を接続し他端を前記注水タンクの気相部に開口したサイフォンブレーク配管と、前記サイフォンブレーク配管に設けられ、前記注水タンクの外側から手動操作可能なサイフォンブレーク弁とを設けた
ことを特徴とする静的崩壊熱除去システム。
【請求項６】
請求項１乃至５のいずれか１項に記載の静的崩壊熱除去システムにおいて、
内部に加圧した窒素を封入した蓄圧タンクと、一端を前記蓄圧タンクに接続し、他端を前記注水タンクの気相部に開口した加圧配管と、前記加圧配管に設けられ、前記注水タンクの外側から手動操作可能な加圧弁とを設けた
ことを特徴とする静的崩壊熱除去システム。
【請求項７】
請求項１乃至６のいずれか１項に記載の静的崩壊熱除去システムにおいて、
前記注水タンクを前記原子炉格納容器内に配置した
ことを特徴とする静的崩壊熱除去システム。
【請求項８】
請求項１乃至７のいずれか１項に記載の静的崩壊熱除去システムにおいて、
前記上部ドライウェル内に設置した蓄水式注水スパージャと、内部に加圧した窒素と冷却材とを封入した蓄水タンクと、一端を前記蓄水タンクに接続し他端を前記蓄水式注水スパージャに接続した蓄水注水配管と、前記蓄水注水配管に設けられ、手動操作可能な蓄水注水弁とを備えた
ことを特徴とする静的崩壊熱除去システム。
【請求項９】
請求項１乃至８のいずれか１項に記載の静的崩壊熱除去システムを備えた
ことを特徴とする原子力発電プラント。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントに係り、特に、沸騰水型原子力発電プラントに適用するのに好適な静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントに関する。
【背景技術】
【０００２】
動的機器の多重故障を起因事象とし、原子炉圧力容器の破損に至る過酷事故発生時においても、下部ドライウェル内の冷却を、自然力のみで長時間にわたり可能にすることを目的とした圧力抑制型原子炉格納容器がある（例えば、特許文献１参照）。
【０００３】
この圧力抑制型原子炉格納容器は、図７に示すように、原子炉格納容器１０の上方に重力落下式の非常用炉心注水系プール３４（以下ＥＣＣＳプールという）を設置し、ＥＣＣＳプール３４と原子炉圧力容器７を接続する接続配管３５と、接続配管３５の原子炉圧力容器７側接続部の手前に一端側が接続され、この接続部から下部ドライウェル１２に延設される分岐配管３６と、分岐配管３６の他端側の出口部に設けた熱溶融栓３７とを備えている。
【０００４】
また、接続配管３５には、分岐配管３６との接続部より上流側に非常用炉心注水系を起動するための電動弁３８と、原子炉圧力容器７内の冷却材がＥＣＣＳプール３４に逆流するのを防止するための逆止弁３９とが設けられている。ＥＣＣＳプール３４には冷却材が保持されている。上部ドライウェル１１と圧力抑制プール１４は垂直ベント管１７と水平ベント管１８で連結されており、垂直ベント管１７上に設けられた連通管１９によって上部ドライウェル１１と下部ドライウェル１２とが空間的に接続される。垂直ベント管１７は上部ドライウェル１１側に開口していて、水平ベント管１８は、圧力抑制プール１４側に開口している。
【０００５】
原子炉圧力容器７に接続される配管２３の破断事故発生を想定した場合、この圧力抑制型原子炉格納容器の冷却設備は以下のように機能する。破断した配管２３を通して原子炉圧力容器７から上部ドライウェル１１もしくは下部ドライウェル１２に流出した蒸気は、ベント管１７，１８及び連通管１９を介して圧力抑制プール１４へ導かれて凝縮されるため、原子炉格納容器１０の圧力上昇を抑制できる。
【０００６】
原子炉圧力容器７への注水は、図示しない減圧弁もしくは主蒸気逃がし安全弁を開いて原子炉圧力容器７内の圧力を十分に下げた後に、接続配管３５上の電動弁３８を遠隔操作で開動作させて、ＥＣＣＳプール３４内の冷却材により行う。ＥＣＣＳプール３４は原子炉格納容器１０や原子炉圧力容器７よりも上方に設置しているため、重力を駆動力とする静的注水が可能である。
【０００７】
また、接続配管３５には下部ドライウェル１２に延設される分岐配管３６の一端側が接続され、分岐配管３６の他端側の出口部には、熱溶融栓３７を設けている。このため、万一、原子炉圧力容器７内に設置する炉心８が損傷して、損傷した炉心８が下部ドライウェル１２に落下した場合であっても、損傷した炉心８から発生する崩壊熱で熱溶融栓３７が溶融し、ＥＣＣＳプール３４の冷却材が自動的に下部ドライウェル１２に注水される。この結果、損傷した炉心８を冷却することができる。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００８】
【特許文献１】特開平６−１３８２７８号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００９】
上述した圧力抑制型原子炉格納容器を用いることで、原子炉圧力容器７に接続される配管の破断事故時においても、原子炉圧力容器７内で発生した蒸気を水に戻すことで原子炉格納容器１０内の圧力上昇を抑制しつつ、重力を駆動力としてＥＣＣＳ冷却材を原子炉圧力容器７内に供給することができ、原子炉圧力容器７内の冷却水のインベントリを長期に亘って維持できるので、炉心８を安定して冷却し続けることができる。
【００１０】
しかし、このような配管破断事故において、遠隔操作で開動作する電動弁３８が何らかの理由によって作動しない場合を想定すると、原子炉圧力容器７内に冷却材を供給することができず、原子炉圧力容器７内の冷却水のインベントリを維持できなくなる虞がある。また、分岐配管３６や熱溶融栓３７は電動弁３８の下流側に設置されているため、万一、電動弁３８が作動しない場合は、下部ドライウェル１２に落下した損傷した炉心８に、ＥＣＣＳ冷却材を供給できなくなる虞がある。
【００１１】
更に、ＥＣＣＳプール３４と原子炉圧力容器７とを接続する接続配管３５からの漏えいや配管破断が発生した場合には、ＥＣＣＳプール３４の冷却材量が減少し、冷却材インベントリの不足により、ＥＣＣＳとしての機能を完全に発揮できなくなる可能性がある。
【００１２】
本発明は上述の事柄に基づいてなされたものであって、その目的は、原子炉圧力容器に接続される配管の破断事故時において、最小限の交流電源設備と既存の設備のみで、原子炉圧力容器内で発生した蒸気を水に戻すことで原子炉格納容器内圧力上昇を抑制すると共に、原子炉格納容器内の電動弁を遠隔操作で開くことなく、重力によって原子炉圧力容器もしくは原子炉格納容器内に冷却材を長期に亘って注水し、かつ、注水配管からの漏えいや配管破損による原子炉格納容器内機器の浸水リスクや注水タンク水喪失リスクを実質的に排除できる、信頼性の高い静的崩壊熱除去システム及び原子力発電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】
【００１３】
上記課題を解決するために、例えば特許請求の範囲に記載の構成を採用する。本願は、上記課題を解決する手段を複数含んでいるが、その一例を挙げるならば、複数の燃料集合体を装荷した炉心を内包する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器周辺に設けた上部ドライウェル及び下部ドライウェルと、圧力抑制室空間部と圧力抑制プールとから構成された圧力抑制室とを備えた原子炉格納容器と、前記上部ドライウェルと前記圧力抑制プールとを連通したベント管と、前記ベント管における前記圧力抑制プールの水位よりも上方の部位に一端側が接続され、その他端側が前記下部ドライウェルで開口した連通管と、液相部には冷却材が、気相部には窒素がそれぞれ充填された注水タンクと、前記注水タンクの上方側に一端側を接続し、他端側を前記原子炉圧力容器に接続し、前記冷却材中に一端側の開口を設け、前記注水タンク内の前記冷却材の水面より上方を経由して前記注水タンクの底面より下方の垂直高さに他端側の開口を設けたサイフォン配管と、前記注水タンクの上方側に一端側を接続し、他端側を前記原子炉格納容器に接続し、前記注水タンクの気相部に一端側の開口を設けた均圧配管とを備え、前記サイフォン配管と前記均圧配管とには、それぞれ少なくとも１個以上の逆止弁を設けたことを特徴とする。
【発明の効果】
【００１４】
本発明によれば、原子炉圧力容器に接続される配管の破断事故時において、最小限の交流電源設備と既存の設備のみで、原子炉圧力容器内で発生した蒸気を水に戻すことで原子炉格納容器内圧力上昇を抑制すると共に、重力によって原子炉圧力容器もしくは原子炉格納容器内に冷却材を長期に亘って注水し、かつ、注水配管からの漏えいや配管破損による原子炉格納容器内機器の浸水リスクや注水タンク水喪失リスクを実質的に排除できる、信頼性の高い静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントを実現することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１５】
【図１】本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第１の実施の形態の構成を示すシステム系統図である。
【図２】本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第２の実施の形態の構成を示すシステム系統図である。
【図３】本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第３の実施の形態の構成を示すシステム系統図である。
【図４】本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第４の実施の形態の構成を示すシステム系統図である。
【図５】本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第５の実施の形態の構成を示すシステム系統図である。
【図６】本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第６の実施の形態の構成を示すシステム系統図である。
【図７】従来の圧力抑制型原子炉格納容器の冷却設備の構成を示すシステム系統図である。
【発明を実施するための形態】
【００１６】
以下、本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの実施の形態を図面を用いて説明する。
【実施例１】
【００１７】
図１は本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第１の実施の形態の構成を示すシステム系統図である。本実施の形態における静的崩壊熱除去システムは沸騰水型原子力発電プラントに適用されている。図１において、沸騰水型原子力発電プラントは、原子炉圧力容器７と、炉心８と、原子炉格納容器１０と、静的崩壊熱除去システムとを備えている。
【００１８】
原子炉圧力容器７の内部には、複数の燃料集合体（図示せず）が装荷された炉心８が配置されている。原子炉圧力容器７には、主蒸気管２３や図示しない給水配管などが接続されている。
【００１９】
原子炉格納容器１０は、原子炉圧力容器７を取り囲むと共に、その内部を互いに区分して、上部ドライウェル１１と、下部ドライウェル１２と、圧力抑制室１３とを構成している。また、原子炉格納容器１０の内部は、万一の水素爆発発生に対する備えとして、空気を窒素に置換することで酸素を排除している。
【００２０】
上部ドライウェル１１は、原子炉格納容器１０の内部上方の空間部であって、圧力抑制室１３の上方に位置している。
【００２１】
圧力抑制室１３は、原子炉格納容器１０の内部下方に円環状に配置されていて、冷却材が充填された圧力抑制プール１４と、その冷却材の上部の圧力抑制室空間部１３ａとを備えている。
【００２２】
下部ドライウェル１２は円環状の圧力抑制室１３に取り囲まれている。下部ドライウェル１２は原子炉圧力容器７の真下の領域で、原子炉圧力容器支持スカート２０によって上部ドライウェル１１と区分されている。
【００２３】
垂直ベント管１７がペデスタル１６壁内に設置され、垂直ベント管１７の一端が上部ドライウェル１１に開放され、垂直ベント管１７の他端が圧力抑制プール１４の冷却水中で水平ベント管１８に接続されている。水平ベント管１８は圧力抑制プール１４に開口している。垂直ベント管１７には連通管１９が設けられていて、この連通管１９によって下部ドライウェル１２と上部ドライウェル１１とが空間的に接続されている。
【００２４】
静的崩壊熱除去システムは、注水タンク１と、注水プール水２と、サイフォン配管３と、サイフォン配管３上に設置する逆止弁３ａと、均圧配管４と、均圧配管４上に設置する逆止弁５とを備えている。注水タンク１とサイフォン配管３と均圧配管４の一部領域は原子炉格納容器１０の外側に設置している。
【００２５】
注水タンク１には注水プール水２が充填されていて、通常運転時には注水タンク気相部には窒素が充填されている。注水タンク１の気相部には均圧配管４の一端が接続され、均圧配管４の他端は原子炉格納容器１０の上部ドライウェル１１に接続されている。均圧配管４には上部ドライウェル１１から注水タンク１の気相部方向への流体の流れを許容し、逆方向への流体の流れを防止する逆止弁５が設けられている。注水タンク１と上部ドライウェル１１とが均圧配管４によって接続されているため、通常運転時には、注水タンク１の気相部圧力は上部ドライウェル１１の圧力と等しく、大気圧よりやや高い一定の圧力に維持されている。
【００２６】
注水タンク１と原子炉圧力容器７とはサイフォン配管３で接続されている。注水タンク１の注水プール水中には、サイフォン配管３の一端側が開口している。このサイフォン配管３の開口部は、可能な限り注水タンク１の床面に近づけて配置している。これは、事故発生時に、より多くの注水プール水２を原子炉圧力容器７に注水可能とするためである。
【００２７】
サイフォン配管３は、注水プール水２の水面より上方を経由した後に、原子炉格納容器１０内を経由して原子炉格納容器７に接続されている。サイフォン配管３の他端側は、注水タンク１の底面より下方の原子炉圧力容器７内で開口している。換言すると、サイフォン配管３の原子炉圧力容器７への注水口は、注水タンク１の底面より垂直方向高さを下方に設けている。
【００２８】
また、サイフォン配管３には注水タンク１から原子炉圧力容器７への流体の流れを許容し、逆方向への流体の流れ（原子炉圧力容器７内の冷却材が注水タンク１に逆流すること）を防止する逆止弁３ａが設けられている。逆止弁３ａを可能な限り原子炉圧力容器７に近づけて配置することで、逆止弁３ａと原子炉圧力容器７の間の領域におけるサイフォン配管３の破損リスクを最小化している。
【００２９】
本発明の構造的な特長は、注水プール水２の水面より上方を経由するサイフォン配管３を介して注水タンク１と原子炉格納容器１０とを接続していること、及び、サイフォン配管３には、逆止弁３ａ以外の動的な操作弁（電動弁を含む）を配置していないことから、通常時にサイフォン配管３が破損しても注水タンク１内の冷却材（注水プール水）２が流出しないため、原子炉格納容器１０内の機器が浸水せず、かつ、配管漏えいに起因する注水プール水２の枯渇リスクや、電動弁の動作失敗による注水失敗のリスクを実質的に排除できる点にある。
【００３０】
次に、本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第１の実施の形態の動作を主蒸気管１本の大破断（以下、大ＬＯＣＡという）の発生を例に説明する。  
図１において、主蒸気管２３が破断すると、原子炉圧力容器７で発生した蒸気が破断口から流出し、原子炉圧力容器７内の水位９及び圧力が低下する。図示しない主蒸気隔離弁は、主蒸気管流量大の信号によって全閉し、主蒸気隔離弁閉信号によってスクラム信号が発生し、全ての制御棒が炉心８に挿入されることで原子炉は停止する。
【００３１】
スクラムにより原子炉が停止した後も、定格熱出力の数％以下と小さく、かつ時間と共に指数関数的に減少するものの、炉心８内に存在する核分裂生成物（ＦＰ）の原子核崩壊に伴って発生する崩壊熱により蒸気が発生し続けるため、原子炉圧力容器７内の冷却材は減少し続ける。このため、原子炉圧力容器７内の冷却材水位９を維持することで炉心８を継続的に冷却しつつ、炉心８で発生する蒸気を凝縮させることで原子炉格納容器１０の圧力上昇を緩和し、原子炉格納容器１０から崩壊熱を系外に除去する必要がある。
【００３２】
まず、発生蒸気の凝縮について説明する。主蒸気管２３の破断口から上部ドライウェル１１に蒸気が流出することで上部ドライウェル１１の圧力が増加し、垂直ベント管１７内の水位を押し下げる。ベント管蒸気流出口１８より低い位置まで垂直ベント管１７内水位が押し下げられることで、上部ドライウェル１１から圧力抑制プール１４に窒素及び蒸気が流入する。圧力抑制プール１４に流入した窒素は圧力抑制室空間部１３ａに蓄積して原子炉格納容器１０の圧力を上昇させるが、上部ドライウェル１１の体積と圧力抑制室空間部１３ａの体積の割合を適切な範囲に設計することで圧力上昇幅が一定以下となるように調整している。
【００３３】
一方、圧力抑制プール１４に流入した蒸気は圧力抑制プール１４の未飽和水によって凝縮されて水に戻されるため、発生蒸気による原子炉格納容器１０の圧力上昇を抑制できる。
【００３４】
次に原子炉圧力容器７内の冷却材水位９の維持及び原子炉格納容器１０からの除熱について説明する。大ＬＯＣＡが発生しても、外部電源もしくは非常用電源を利用できる場合には、非常時炉心冷却系（ＥＣＣＳ）の主要設備の一つである残留熱除去系（ＲＨＲ）を用いることで、原子炉圧力容器７への注水、原子炉格納容器１０へのスプレイ注水、及び圧力抑制プール１４の冷却を行う事ができる。ここで、原子炉格納容器１０へのスプレイ注水は、図１に示すＲＨＲの格納容器スプレイ冷却系配管２１とＲＨＲのドライウェルスプレイスパージャ２２の構成により実行される。原子炉圧力容器７への注水によって冷却材水位９を炉心８より上方に維持することで、炉心８を継続的に安定冷却しつつ、原子炉格納容器１０から除熱することで、大ＬＯＣＡを安全に収束させることができる。
【００３５】
しかし、深層防護の思想として、設計基準事故を超える事故として、外部電源や非常用電源が使用できない全交流電源喪失（ＳＢＯ）の発生を想定した場合には、上述したＲＨＲの３つの機能が使用できなくなるため、原子炉圧力容器７内の冷却材水位９が維持できずに炉心８が水面上に露出して炉心８に装荷されている燃料が損傷し、圧力抑制プール１４の水温が徐々に上昇すると共に、原子炉格納容器１０の圧力が徐々に上昇を続ける状況になる虞がある。このような設計基準事故を超える事故発生に対する、本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第１の実施の形態の動作を以下に説明する。
【００３６】
大ＬＯＣＡが発生して主蒸気管２３から原子炉格納容器１０内に蒸気が放出されると、上部ドライウェル１１及び下部ドライウェル１２に存在する窒素は垂直ベント管１７及び水平ベント管１８を介して圧力抑制室空間部１３ａに移行するとともに、均圧配管４を介して注水タンク１の気相部にも蓄積される。更に、大ＬＯＣＡ状態が継続すると、上部ドライウェル１１及び下部ドライウェル１２の窒素はほぼ全量圧力抑制室空間部１３ａもしくは注水タンク１の気相部に移行するので、上部ドライウェル１１及び下部ドライウェル１２は、原子炉圧力容器７から破断した主蒸気管２３を介して放出される蒸気で満たされる。
【００３７】
この状態で、非常用電源のバックアップとして配備する可搬式もしくは据え付け式の小容量の交流電源発生装置を駆動源として、ＲＨＲの格納容器スプレイ冷却機能を短時間でも作動させることができれば、上部ドライウェル１１内の蒸気がＲＨＲのドライウェルスプレイスパージャ２２からスプレイされた冷却水によって凝縮されるので、ドライウェル（上部ドライウェル１１及び下部ドライウェル１２の総称）及び破断した主蒸気管２３を介して空間的に接続されている原子炉圧力容器７の圧力が一時的に負圧になる。
【００３８】
このとき、負圧になった原子炉格納容器１０の外圧（大気圧）による破損を防止するために、真空破壊装置２４が下部ドライウェル１２と圧力抑制室空間部１３ａの圧力差によって自動的に開く。このことにより、圧力抑制室空間部１３ａ内に蓄積されていた窒素が下部ドライウェル１２側に環流される。窒素がドライウェル側に環流されてもなお、ＲＨＲの格納容器スプレイ冷却機能の短時間起動により、ドライウェル圧力及び原子炉圧力容器７の圧力はスプレイ機能使用前に比べて一時的に低下する。
【００３９】
一方、本実施の形態における注水タンク１の気相部には，大ＬＯＣＡ発生前から充填されている窒素に加えて、大ＬＯＣＡ後にはドライウェル内の窒素が流入するため、高圧状態になる。また、均圧配管４に設置した逆止弁５によって注水タンク１から上部ドライウェル１１に向かう流れは阻害されているため、注水タンク１の気相部圧力は上部ドライウェル１１からの窒素流入によって上昇はするが減少することはない。このため、大ＬＯＣＡ時の上部ドライウェル１１の最大圧力が注水タンク１の気相部に保持されている。
【００４０】
ＲＨＲのドライウェルスプレイスパージャ２２からのスプレイによる短期間の冷却によってドライウェル１１、１２及び原子炉圧力容器７の圧力が低下すると、注水タンク１の気相部の高圧窒素が注水プール水２の水面を押し下げるので、注水タンク１内の注水プール水２がサイフォン配管３に流入し、サイフォン配管３内を上昇する。そして、注水プール水２の配管内水位がサイフォン配管３の最大高さを超えた後は、サイフォン効果により、注水プール水２の水頭を駆動力として、注水タンク内の注水プール水２を原子炉圧力容器７内に長期間継続して注水することができる。
【００４１】
注水を続けると、注水タンク１内の水位が低下するため、注水タンク１の気相部の圧力は徐々に低下するが、注水タンク１の気相部は均圧配管４を介して上部ドライウェル１１と接続されているため、注水タンク１の気相部の圧力が上部ドライウェル１１の圧力より低下すると均圧配管４を介して窒素もしくは蒸気が注水タンク１の気相部に供給される。このことにより、サイフォン効果による原子炉圧力容器７への注水が一度開始された後は、途切れることなく注水を継続することが可能になる。
【００４２】
上述した本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第１の実施の形態によれば、原子炉圧力容器７に接続される配管２３の破断事故時においても、最小限の交流電源設備と既存の設備（ＲＨＲのドライウェルスプレイスパージャ２２からの短時間のスプレイ注水）のみで、原子炉圧力容器７内で発生した蒸気を水に戻すことで原子炉格納容器１０内の圧力上昇を抑制しつつ、重力によって原子炉圧力容器７に冷却材を長期に亘って注水でき、かつ、注水配管からの漏えいや配管破損による原子炉格納容器１０内機器の浸水リスクや注水タンク水喪失リスクを実質的に排除できる、信頼性の高い静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントを提供できる。
【実施例２】
【００４３】
以下、本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第２の実施の形態を図面を用いて説明する。図２は本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第２の実施の形態の構成を示すシステム系統図である。
【００４４】
本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第２の実施の形態において、静的崩壊熱除去システムの構成は、大略第１の実施の形態と同じであるが、サイフォン配管３の接続先を原子炉圧力容器７から上部ドライウェル１１内の上部に設置する静的スプレイパージャ６に変更した点と、サイフォン配管３に逆止弁３ａを備えない点が異なる。
【００４５】
次に、本実施の形態において、設計基準事故を超える事故として、主蒸気管１本の大破断（大ＬＯＣＡ）、かつ外部電源や非常用電源が使用できない全交流電源喪失（ＳＢＯ）の発生を想定した場合の動作を以下に説明する。なお、原子炉格納容器１０の機能、ＳＢＯを伴わない大ＬＯＣＡ時の事象推移は第１の実施の形態と同じであるため、説明を省略し、大ＬＯＣＡ＋ＳＢＯ発生時の静的崩壊熱除去システムの動作について説明する。
【００４６】
大ＬＯＣＡが発生して主蒸気管２３から原子炉格納容器１０内に蒸気が放出されると、上部ドライウェル１１及び下部ドライウェル１２に存在する窒素は垂直ベント管１７及び水平ベント管１８を介して圧力抑制室空間部１３ａもしくは注水タンク１の気相部に移行し、上部ドライウェル１１及び下部ドライウェル１２は、原子炉圧力容器７から破断した主蒸気管２３を介して放出される蒸気で満たされる。
【００４７】
この状態で、小容量の交流電源発生装置を駆動源として、ＲＨＲの格納容器スプレイ冷却機能を短時間、作動させることで、上部ドライウェル１１内の蒸気がＲＨＲのドライウェルスプレイスパージャ２２からスプレイされた冷却水によって凝縮されるので、ドライウェル１１、１２及び原子炉圧力容器７の圧力が一時的に負圧になる。ドライウェル１１、１２が負圧になると真空破壊装置２４が下部ドライウェル１２と圧力抑制室空間部１３ａの圧力差によって自動的に開き、圧力抑制室空間部１３ａ内に蓄積されていた窒素が下部ドライウェル１２側に環流される。窒素がドライウェル側に環流されてもなお、ＲＨＲの格納容器スプレイ冷却機能の短時間起動により、ドライウェル圧力及び原子炉圧力容器７の圧力はスプレイ機能使用前に比べて一時的に低下する。
【００４８】
一方、本実施の形態における注水タンク１の気相部には、事故前からの充填窒素に加えて、ドライウェル内の窒素が大ＬＯＣＡ後に流入するため、高圧状態になる。また、均圧配管４に設置した逆止弁５によって注水タンク１から上部ドライウェル１１に向かう流れは阻害されているため、大ＬＯＣＡ時の上部ドライウェル１１の最大圧力が注水タンク１の気相部に保持されている。
【００４９】
ＲＨＲスプレイによる短期間の冷却によってドライウェル１１、１２及び原子炉圧力容器７の圧力が低下すると、注水タンク１の気相部の高圧窒素が注水プール水２の水面を押し下げるので、注水タンク１内の注水プール水２がサイフォン配管３に流入し、サイフォン配管３内を上昇する。そして、注水プール水２の配管内水位がサイフォン配管３の最大高さを超えた後は、サイフォン効果により、注水プール水２の水頭を駆動力として、注水タンク内の注水プール水２を上部ドライウェル１１の上部に設置した静的スプレージャ６を介して、原子炉格納容器１０内に長期間継続してスプレイすることができる。
【００５０】
静的スプレージャ６を上部ドライウェル１１の上部に設置しているので、スプレイされたスプレイ水により、上部ドライウェル１１内の蒸気及び窒素を効率よく凝縮もしくは冷却できるとともに、事故時に原子炉格納容器１０内に流出する可能性のあるＦＰの一つであるエアロゾル状のよう素をスプレイ液滴内に効率よく取り込み、上部ドライウェル１１の雰囲気から除去することができる。
【００５１】
圧力抑制室の上部のダイヤフラムフロア１５に落水したスプレイ水は垂直ベント管１７に流入するが、スプレイ水が連通管１９を介して下部ドライウェル１２に導かれるように垂直ベント管１７を設計することで、万一、炉心８が損傷して損傷炉心８が下部ドライウェル１２に落下した場合においても、下部ドライウェル１２に蓄積するスプレイ水によって損傷炉心８を継続的に冷却し続けることが可能になる。
【００５２】
これにより、電源に頼ることなく、下部ドライウェル１２の床のコンクリートと損傷炉心８の化学反応（ＭＣＣＩ）による水素発生及びコンクリート侵食による原子炉格納容器１０のバウンダリの破損を防止することが可能となる。
【００５３】
注水を続けると、注水タンク１内の水位が低下するため、注水タンク１の気相部の圧力は徐々に低下するが、注水タンク１の気相部は均圧配管４を介して上部ドライウェル１１と接続されているため、注水タンク１の気相部の圧力が上部ドライウェル１１の圧力より低下すると均圧配管４を介して窒素もしくは蒸気が注水タンク１の気相部に供給される。このことにより、サイフォン効果による原子炉格納容器１０へのスプレイが一度開始された後は、注水タンク１内に設置するサイフォン配管３の注水口が水面に露出するまでの間途切れることなくスプレイを継続することが可能になる。
【００５４】
上述した本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第２の実施の形態によれば、上述した第１の実施の形態と同様の効果を得ることができる。
【００５５】
また、上述した本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第２の実施の形態によれば、サイフォン配管３内を窒素及び蒸気が上部ドライウェル１１から注水タンク１方向へ逆流しても静的崩壊熱除去システムとしての機能を妨げないので、サイフォン配管３上に逆止弁３ａを設ける必要が無く、簡素な構成で本発明の注水機能を実現することができる。このことから、逆止弁の保守管理が不要となり、プラントの信頼性が向上する。
【００５６】
なお、本実施の形態においては、静的スプレイスパージャ６とＲＨＲのドライウェルスプレイスパージャ２２とを分けて構成した例を説明したが、同一のスプレイ設備として共用するように構成しても良い。
【００５７】
また、本実施の形態においては、静的スプレイスパージャ６を介して上部ドライウェル１１内に冷却水をスプレイする方式を例に説明したが、例えば、サイフォン配管３の出口を下部ドライウェル１２中に開口させることで下部ドライウェル１２への注水設備とすることも可能である。このような構成とすることで，垂直ベント管１７を介さない分だけ、下部ドライウェル１２の注水の信頼性が向上し、下部ドライウェル１２に落下した損傷炉心８を、高い信頼性で、継続的に冷却し続けることが可能となる。この結果、電源に頼ることなく、ＭＣＣＩによる水素発生及びコンクリート侵食による原子炉格納容器１０のバウンダリの破損を防止することが可能になる。
【実施例３】
【００５８】
以下、本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第３の実施の形態を図面を用いて説明する。図３は本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第３の実施の形態の構成を示すシステム系統図である。
【００５９】
本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第３の実施の形態において、静的崩壊熱除去システムの構成は、大略第１の実施の形態と同じであるが、サイフォン配管３にその一端を接続し他端を注水タンク１の気相部に開口させたサイフォンブレーク配管２５を設けた点と、サイフォンブレーク配管２５に常時閉で注水タンク１の外側から手動操作可能なサイフォンブレーク弁２５ａを設けた点が異なる。
【００６０】
次に、本実施の形態において、設計基準事故を超える事故として、主蒸気管１本の大破断（大ＬＯＣＡ）、かつ外部電源や非常用電源が使用できない全交流電源喪失（ＳＢＯ）の発生を想定した場合の動作を以下に説明する。なお、サイフォンブレーク配管２５及びサイフォンブレーク弁２５ａを使用しない状況における事象推移は第１の実施の形態と同じであるため、説明を省略し、サイフォンブレーク配管２５及びサイフォンブレーク弁２５ａを使用する場合の動作について説明する。
【００６１】
第１の実施の形態で説明したように、本発明の静的崩壊熱除去システムを用いれば、例えば、ＳＢＯ＋ＬＯＣＡの状況であっても、サイフォン効果により注水タンク１の冷却材（注水プール水）２をサイフォン配管３経由で原子炉圧力容器７に継続して注水できる。また、第１及び第２の実施の形態で説明したように、サイフォン状態が一度確立されると、注水タンク１内に設置するサイフォン配管３の注水口が水面に露出するまでの間、注水が継続される。
【００６２】
ところで、上述したような過酷事故が発生した後に、外部電源の復旧等によりプラントの状況が変わった場合には、サイフォン配管３を介した静的注水を止めてＲＨＲによる動的な注水・冷却に切り替えたい場合がある。このような場合には、上述したサイフォンを切ることで、本発明の静的崩壊熱除去システムからの注水を止める必要が生じる。
【００６３】
本実施の形態は、このような状況に対応するものであって、注水タンク１の外側から手動で開操作できるサイフォンブレーク弁２５ａを設けたことを特徴としている。サイフォンブレーク弁２５ａを手動で開操作することで、サイフォン配管３とサイフォンブレーク配管２５の接続部の配管圧力を強制的に注水タンク１の気相部の圧力と均圧化する。注水タンク１の気相部の圧力は、サイフォンブレーク配管２５の接続部の配管圧力よりも、サイフォンブレーク配管２５の接続部高さと注水タンク１内の水面高さとの水頭差分だけ大きいため、サイフォンブレーク弁２５ａを開くことにより、注水タンク１内の窒素がサイフォンブレーク配管２５の接続部に流れ込んでサイフォンを止めることができる。
【００６４】
このように、本実施の形態においては、サイフォンによる注水を手動で止めることができる。
【００６５】
上述した本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第３の実施の形態によれば、上述した第１の実施の形態と同様の効果を得ることができる。
【００６６】
また、上述した本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第３の実施の形態によれば、サイフォンによる注水を手動で止めることができるため、信頼性の高い静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントを提供できる。
【実施例４】
【００６７】
以下、本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第４の実施の形態を図面を用いて説明する。図４は本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第４の実施の形態の構成を示すシステム系統図である。
【００６８】
本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第４の実施の形態において、静的崩壊熱除去システムの構成は、大略第１の実施の形態と同じであるが、内部に加圧した窒素を封入した蓄圧タンク２９と、一端を蓄圧タンク２９に接続し、他端を注水タンク１の気相部に開口した加圧配管３０と、加圧配管３０に設けられ、常時閉で注水タンク１の外側から手動操作可能な加圧弁３３とを設けた点が異なる。蓄圧タンク２９と加圧配管３０と加圧弁３３とは原子炉格納容器１０の外部に設置している。
【００６９】
次に、本実施の形態において、設計基準事故を超える事故として、主蒸気管１本の大破断（大ＬＯＣＡ）、かつ外部電源や非常用電源が使用できない全交流電源喪失（ＳＢＯ）の発生を想定した場合の動作を以下に説明する。なお、蓄圧タンク２９と加圧配管３０と加圧弁３３とを使用しない状況における事象推移は第１の実施の形態と同じであるため、説明を省略し、蓄圧タンク２９と加圧配管３０と加圧弁３３とを使用する場合の動作について説明する。
【００７０】
第１の実施の形態で説明したように、本発明の静的崩壊熱除去システムは、可搬式もしくは据え付け式の小容量の交流電源発生装置を駆動源として、ＲＨＲの格納容器スプレイ冷却機能を短時間でも作動させることで起動できる。多様かつ多重の小容量の交流電源発生装置をサイトに常備しておくことで、ＲＨＲの格納容器スプレイ冷却機能の起動失敗確率を十分に小さくできるが、万一、ＲＨＲの格納容器スプレイ冷却機能が使用できない場合には、本発明の静的崩壊熱除去システムを起動することができない。
【００７１】
本実施の形態は、このような状況に対応するものであって、注水タンク１の外側から手動で開操作できる加圧弁３３と蓄圧タンク２９とを設けたことを特徴としている。加圧弁３３を手動で開操作することで、蓄圧タンク２９内の加圧窒素を注水タンク１の気相部に流入させて強制的に注水タンク１の気相部の圧力を増加させる。注水タンク１の気相部の圧力が増加すると、注水タンク１の気相部の高圧窒素が注水プール水２の水面を押し下げるので、注水タンク１内の注水プール水２がサイフォン配管３に流入し、サイフォン配管３内を上昇する。そして、注水プール水２の配管内水位がサイフォン配管３の最大高さを超えた後は、サイフォン効果により、注水プール水２の水頭を駆動力として、注水タンク１内の注水プール水２を原子炉圧力容器７内に長期間継続して注水することができる。
【００７２】
注水を続けると、注水タンク１内の水位が低下するため、注水タンク１の気相部の圧力は徐々に低下するが、注水タンク１の気相部は均圧配管４を介して上部ドライウェル１１と接続されているため、注水タンク１の気相部の圧力が上部ドライウェル１１の圧力より低下すると均圧配管４を介して窒素もしくは蒸気が注水タンク１の気相部に供給される。このことにより、サイフォン効果による原子炉圧力容器７への注水が一度開始された後は、途切れることなく注水を継続することが可能になる。
【００７３】
このように、本実施の形態においては、サイフォンによる注水を手動で開始することができる。
【００７４】
上述した本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第４の実施の形態によれば、上述した第１の実施の形態と同様の効果を得ることができる。
【００７５】
また、上述した本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第４の実施の形態によれば、サイフォンによる注水を手動で開始することができるため、信頼性の高い静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントを提供できる。
【実施例５】
【００７６】
以下、本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第５の実施の形態を図面を用いて説明する。図５は本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第５の実施の形態の構成を示すシステム系統図である。
【００７７】
本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第５の実施の形態において、静的崩壊熱除去システムの構成は、大略第１の実施の形態と同じであるが、注水タンク１と、注水プール水２と、サイフォン配管３と、サイフォン配管３に設置した逆止弁３ａと、均圧配管４と、均圧配管３に設置した逆止弁５とを全て上部ドライウェル１１内に配置した点が異なる。
【００７８】
本実施の形態のように、静的崩壊熱除去システムを全て上部ドライウェル１１内に配置しても、２つの逆止弁（３ａ、５）を介した注水タンク１内の圧力の状態は第１の実施の形態と変わらないため、同様の効果を得ることができる。
【００７９】
また、本実施の形態によれば、静的崩壊熱除去システムを全て上部ドライウェル１１内に配置したので、原子炉格納容器１０を貫通する配管数を減少させることができる。
【００８０】
沸騰水型原子力発電プラントでは、放射性物質を原子炉格納容器１０内に保持する目的から、原子炉格納容器１０を貫通する配管上には、隔離弁が設置されている。そして、ＬＯＣＡ等の事故発生時には、原子炉格納容器１０の外部から原子炉圧力容器７や原子炉格納容器１０に注水もしくはスプレイを行うＥＣＣＳ等の設備を除いた、全ての隔離弁が自動的に閉止する設計が採用されている。  
また、ＥＣＣＳに係る配管には、万一のＥＣＣＳ配管破断時に破断面からの放射性物質の放出を防止するために、自動的に閉止する機能を備えない隔離弁が設けられている。
【００８１】
本実施の形態においては、全ての静的崩壊熱除去システムが上部ドライウェル１１内に配置されているので、サイフォン配管３及び均圧配管４上に隔離弁を設ける必要がなく、系統構成を簡素化できる。また、隔離弁の誤動作の可能性を考慮する必要がなくなるので、システムの信頼性が更に向上する。
【００８２】
上述した本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第５の実施の形態によれば、上述した第１の実施の形態と同様の効果を得ることができる。
【００８３】
また、上述した本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第５の実施の形態によれば、原子炉格納容器１０を貫通する配管数を低減でき、かつ配管上の隔離弁を削除することができるため、信頼性の高い静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントを提供できる。
【実施例６】
【００８４】
以下、本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第６の実施の形態を図面を用いて説明する。図６は本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第６の実施の形態の構成を示すシステム系統図である。
【００８５】
本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第６の実施の形態において、静的崩壊熱除去システムの構成は、大略第１の実施の形態と同じであるが、内部に加圧した窒素と冷却材である蓄水タンク水２７とを封入した蓄水タンク２８と、一端を蓄水タンク２８に接続し他端を蓄水式注水スパージャ３２に接続した蓄水注水配管３１と、蓄水注水配管３１に設けられ、常時閉で原子炉格納容器１０の外側から手動操作可能な蓄水注水弁２６と、上部ドライウェル１１内に設置された蓄水式注水スパージャ３２とを設けた点と、逆止弁３ａを削除したサイフォン配管３の接続先を原子炉圧力容器７でなく下部ドライウェル１２に変更した点が異なる。蓄水タンク２８と蓄水注水弁２６とは原子炉格納容器１０の外部に設置している。
【００８６】
次に、本実施の形態において、設計基準事故を超える事故として、主蒸気管１本の大破断（大ＬＯＣＡ）、かつ外部電源や非常用電源が使用できない全交流電源喪失（ＳＢＯ）の発生を想定した場合の動作を以下に説明する。なお、蓄水タンク２８と蓄水タンク水２７と蓄水注水配管３１と蓄水注水弁２６と蓄水式注水スパージャ３２とを使用しない状況における事象推移は第１の実施の形態と同じであるため、説明を省略し、蓄水タンク２８と蓄水タンク水２７と蓄水注水配管３１と蓄水注水弁２６と蓄水式注水スパージャ３２とを使用する場合の動作について説明する。
【００８７】
第１の実施の形態で説明したように、本発明の静的崩壊熱除去システムは、可搬式もしくは据え付け式の小容量の交流電源発生装置を駆動源として、ＲＨＲの格納容器スプレイ冷却機能を短時間でも作動させることで起動できる。多様かつ多重の小容量の交流電源発生装置をサイトに常備しておくことで、ＲＨＲの格納容器スプレイ冷却機能の起動失敗確率を十分に小さくできるが、万一、ＲＨＲの格納容器スプレイ冷却機能が使用できない場合には、本発明の静的崩壊熱除去システムを起動することができない。
【００８８】
本実施の形態は、このような状況に対応するものであって、原子炉格納容器１０の外側から手動で開操作できる蓄水注水弁２６と蓄水タンク２８と蓄水式注水スパージャ３２とを設けたことを特徴としている。蓄水注水弁２６を手動で開操作することで、蓄水タンク２８内の蓄水タンク水２７を蓄水式注水スパージャ３２から短時間スプレイ作動させる。
【００８９】
このことにより、ドライウェル１１、１２内の蒸気が蓄水式注水スプレイスパージャ３２からのスプレイ水によって凝縮されるので、ドライウェル１１、１２の圧力が一時的に負圧になる。ドライウェル１１、１２が負圧になると真空破壊装置（図示せず）が下部ドライウェル１２と圧力抑制室空間部１３ａの圧力差によって自動的に開き、圧力抑制室空間部１３ａ内の窒素が下部ドライウェル１２側に環流される。窒素がドライウェル側に環流されてもなお、蓄水式スプレイの短時間起動により、ドライウェル圧力はスプレイ使用前に比べて一時的に低下する。
【００９０】
一方、本実施の形態における注水タンク１の気相部は、事故発生前から充填されている窒素に加えて、大ＬＯＣＡ後にはドライウェル内の窒素が流入するため、高圧状態になる。また、均圧配管４に設置した逆止弁５によって注水タンク１から上部ドライウェル１１に向かう流れは阻害されているため、大ＬＯＣＡ時の上部ドライウェル１１の最大圧力が注水タンク１の気相部に保持される。
【００９１】
蓄水式スプレイによる短期間の冷却によってドライウェル１１、１２の圧力が低下すると、注水タンク１の気相部の高圧窒素が注水プール水２の水面を押し下げるので、注水タンク１内の注水プール水２がサイフォン配管３に流入し、サイフォン配管３内を上昇する。そして、注水プール水２の配管内水位がサイフォン配管３の最大高さを超えた後は、サイフォン効果により、注水プール水２の水頭を駆動力として、注水タンク内の注水プール水２を下部ドライウェル１２内に長期間継続して注水することができる。
【００９２】
このように、本実施の形態においては、サイフォンによる注水を手動で開始することができる。
【００９３】
上述した本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第６の実施の形態によれば、上述した第１の実施の形態と同様の効果を得ることができる。
【００９４】
また、上述した本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第６の実施の形態によれば、サイフォンによる注水を手動で開始することができるため、信頼性の高い静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントを提供できる。
【００９５】
また、上述した本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラントの第６の実施の形態によれば、サイフォン配管３内を窒素及び蒸気が上部ドライウェル１１から注水タンク１方向へ逆流しても静的崩壊熱除去システムとしての機能を妨げないので、サイフォン配管３上に逆止弁３ａを設ける必要が無く、簡素な構成で本発明の注水機能を実現することができる。このことから、逆止弁の保守管理が不要となり、プラントの信頼性が向上する。
【００９６】
なお、本実施の形態においては、サイフォン配管３の出口を下部ドライウェル１２中に開口させた下部ドライウェル１２への注水設備としたが、第２の実施の形態と同様に、静的スプレイスパージャ６を介して上部ドライウェル１１内に冷却水をスプレイする方式とすることも可能である。上部ドライウェル１１内に冷却水をスプレイする方式とすることで、上部ドライウェル１１内の蒸気及び窒素を凝縮もしくは冷却するとともに、事故時に原子炉格納容器１０内に流出する可能性のあるＦＰの一つであるエアロゾル状のよう素をスプレイ液滴内に取り込むことで上部ドライウェル雰囲気から除去する事が可能となる。
【００９７】
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。
【符号の説明】
【００９８】
１            注水タンク
２            注水プール水
３            サイフォン配管
３ａ          逆止弁
４            均圧配管
５            逆止弁
６            静的ドライウェルスプレイヘッダ
７            原子炉圧力容器
８            炉心
９            原子炉圧力容器内冷却材水位
１０          原子炉格納容器
１１          上部ドライウェル
１２          下部ドライウェル
１３          圧力抑制室
１３ａ        圧力抑制室空間部
１４          圧力抑制プール
１５          ダイヤフロムフロア
１６          ペデスタル
１７          垂直ベント管
１８          水平ベント管
１９          連通管
２１          残留熱除去系（ＲＨＲ）の格納容器スプレイ冷却系配管
２２          残留熱除去系（ＲＨＲ）のドライウェルスプレイスパージャ
２３          主蒸気管
２４          真空破壊装置
２５          サイフォンブレーク配管
２５ａ        サイフォンブレーク弁
２６          蓄水注水弁
２７          蓄水タンク水
２８          蓄水タンク
２９          蓄圧タンク
３０          加圧配管
３１          蓄水注水配管
３２          蓄水式注水スパージャ
３３          加圧弁
【図１】
2015078847.tif 000003
【図２】
2015078847.tif 000004
【図３】
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【図４】
2015078847.tif 000006
【図５】
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【図６】
2015078847.tif 000008
【図７】
2015078847.tif 000009