(57)【要約】      （修正有）【課題】電源無しに動作し、原子炉停止直後の崩壊熱が大きい時期から、停止から長期間経過後まで、制御なしに運用可能な空気で冷却する原子炉冷却システムを提供する。【解決手段】凝縮水配管は、第２熱交換器９と冷媒貯蔵タンク１４とを接続する第１凝縮水配管１３、冷媒貯蔵タンク１４と第１熱交換器４とを接続する第２凝縮水配管１５から構成され、冷媒貯蔵タンク１４の下端高さは第１熱交換器４上端より低く、かつ冷媒貯蔵タンク１４上端高さは第１熱交換器４下端高さより高い位置にあることを特徴とする。【効果】電源無しに動作し、原子炉停止直後の崩壊熱が大きい時期から、停止から長期間経過後まで、制御なしに運用可能な空気で冷却する原子炉冷却システムを実現することができる。【選択図】図１
2015197405.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
第１熱交換器と、該第１熱交換器より上部に設置された第２熱交換器と、前記第１熱交換器上部と前記第２熱交換器上部を接続する蒸気配管と、前記第２熱交換器下部と前記第１熱交換器下部を接続する凝縮水配管から構成される閉ループを持つ原子炉冷却システムにおいて、
前記凝縮水配管は、前記第２熱交換器と冷媒貯蔵タンクとを接続する第１凝縮水配管、前記冷媒貯蔵タンクと前記第１熱交換器とを接続する第２凝縮水配管から構成され、前記冷媒貯蔵タンクの下端高さは前記第１熱交換器上端より低く、かつ前記冷媒貯蔵タンク上端高さは前記第１熱交換器下端高さより高い位置にあることを特徴とする原子炉冷却システム。
【請求項２】
請求項１に記載の原子炉冷却システムにおいて、
前記第２凝縮水配管上に、前記冷媒貯蔵タンク内の冷媒を前記第１熱交換器に供給する起動弁を備えることを特徴とする原子炉冷却システム。
【請求項３】
請求項２に記載の原子炉冷却システムにおいて、
前記第１凝縮水配管の前記冷媒貯蔵タンクへの接続位置は、前記起動弁を開く前の状態の前記冷媒貯蔵タンク内の液面位置より上部にあることを特徴とする原子炉冷却システム。
【請求項４】
請求項１から３記載の原子炉冷却システムにおいて、
前記蒸気配管上に気水分離器が設置され、気水分離器出口の一方は前記第２熱交換器に接続される前記蒸気配管に接続され、他方は前記冷媒貯蔵タンクに接続されることを特徴とする原子炉冷却システム。
【請求項５】
請求項１から３記載の原子炉冷却システムにおいて、
前記蒸気配管に蒸気バイパス管が接続され、該蒸気バイパス管の他端は前記冷媒貯蔵タンクに接続されていることを特徴とする原子炉冷却システム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は原子炉冷却システムに関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力発電システム（例えば、沸騰水型軽水炉（Boiling Water Reactor（以下、ＢＷＲと称す）））は、原子炉停止後も炉心の崩壊熱を除去して原子炉を冷却する必要がある。通常は、原子炉圧力容器から一部の水を抜き取り、それを海水と熱交換する熱交換器を通して冷却して原子炉圧力容器に戻すことで、崩壊熱を除去している。この種の原子炉冷却システムは、原子炉からの水の抜き取りおよび冷却用の海水の汲み上げに電動ポンプを使用しているため、システムの動作には電気が必要である。また、非常用の原子炉冷却システムとしては、原子炉の冷却水を熱交換器に引き込み、電動のファンで空気を送ることで冷却するものが特開２０１０−２５６３２２号公報に開示されている。このシステムも電動ファンを使用しているためシステムの動作に電気が必要である。したがって、原子炉への外部からの送電が止まるような異常事象発生時には、原子炉に設置された非常用発電機が起動して、原子炉冷却システムを運転するようになっている。
【０００３】
この点を鑑みて、原子炉への外部からの送電が止まったときにも電源無しに原子炉の冷却が可能なシステムとして、例えば特開２０１２−２３３７３７号公報や特開２０１３−１７４４４７号公報に、最終冷却流体として空気を用いたシステムが提案されている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００４】
【特許文献１】特開２０１０−２５６３２２号公報
【特許文献２】特開２０１２−２３３７３７号公報
【特許文献３】特開２０１３−１７４４４７号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
特開２０１２−２３３７３７号公報や特開２０１３−１７４４４７号公報では、原子炉圧力容器内に設置され原子炉の崩壊熱を除去する第１熱交換器と、原子炉格納容器の外側に設置され空気で冷却される第２熱交換器を持ち、これら２つの熱交換器は配管で接続されて閉ループを構成している。この閉ループの内部には、第１熱交換器から配管を通って第２熱交換器に熱を輸送する、例えば水のような冷媒が封入されている。第２熱交換器底部は第１熱交換器底部より高く、第２熱交換器頂部は第１熱交換器頂部より高くなるように設置されているが、このような構成をとることにより、内部に封入した冷媒が自然循環し、動力が無い状況でポンプなどを用いずに崩壊熱の除去を実現できる。
【０００６】
ところで、原子炉で発生する崩壊熱は時間とともに大きく変動する。そのため、内部に封入された冷媒は、崩壊熱が大きいときと小さいときで、蒸気と水の割合が変化し、第１熱交換器の内部に水位を確保できない場合が発生しうる。すなわち、崩壊熱が大きい原子炉停止直後は蒸気の割合が大きくなり、原子炉停止から長期間が経過し崩壊熱が減衰したときは水の割合が大きくなる。蒸気の割合が大きくなり、第１熱交換器に十分な水が供給されない場合は、第１熱交換器で崩壊熱を十分に除去できなくなる。逆に第１熱交換器の出口まで水が存在すると、第１熱交換器内で発生した蒸気が抜けづらくなるとともに、第１熱交換器内での蒸気泡の発生時に水が押し出され、第１熱交換器の出口側の配管にかかる応力が大きくなる可能性がある。
【０００７】
これらのシステムは動力が無い場合に動作することを前提にシステムを組んでいるため、一時的に動作する起動弁などを除き、制御を必要とする機器などは極力、排除する必要がある。
【０００８】
本発明は、電源無しに動作し、原子炉停止直後の崩壊熱が大きい時期から、停止から長期間経過後まで、制御なしに運用可能な空気で冷却する原子炉冷却システムを実現することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【０００９】
本発明は、前記凝縮水配管は、前記第２熱交換器と冷媒貯蔵タンクとを接続する第１凝縮水配管、前記冷媒貯蔵タンクと前記第１熱交換器とを接続する第２凝縮水配管から構成され、前記冷媒貯蔵タンクの下端高さは前記第１熱交換器上端より低く、かつ前記冷媒貯蔵タンク上端高さは前記第１熱交換器下端高さより高い位置にあることを特徴とする。
【発明の効果】
【００１０】
本発明によれば、電源無しに動作し、原子炉停止直後の崩壊熱が大きい時期から、停止から長期間経過後まで、制御なしに運用可能な空気で冷却する原子炉冷却システムを実現することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１１】
【図１】本発明の実施例１に係る原子炉冷却システムの構成図である。
【図２】本発明の実施例２に係る原子炉冷却システムの構成図である。
【図３】本発明の実施例３に係る原子炉冷却システムの構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００１２】
発明者らは、電源動作し、原子炉停止直後の崩壊熱が大きい時期から、停止から長期間経過後まで、制御なしに運用可能な空気で冷却する原子炉冷却システムを実現するには、第１熱交換器と、第１熱交換器より上部に設置された第２熱交換器と、第１熱交換器上部の出口と第２熱交換器上部の入口を接続する蒸気配管と、第２熱交換器下部の出口と第１熱交換器下部の入口を接続する凝縮水配管から構成される閉ループを持った原子炉冷却システムを構築し、第１熱交換器の上流側の凝縮水配管上に冷媒貯蔵タンクを持ち、冷媒貯蔵タンクの底部高さは第１熱交換器頂部より低く、かつ冷媒貯蔵タンク頂部高さは第１熱交換器底部高さより高い位置にすれば良いとの新たな知見を見出した。
【００１３】
以下、上記の検討結果を反映した本発明の実施の形態について図面を用いて説明する  
【実施例１】
【００１４】
図１は本実施例に係る原子炉冷却システムの構成図である。
【００１５】
図１に示す原子炉冷却システムは、ＢＷＲ型の原子力発電システムに適用した例であり、以下のようなシステム構成を持っている。原子炉格納容器１内に、炉心３を内包する原子炉圧力容器２が設置されている。該原子炉圧力容器内部では、原子炉停止後も、前記炉心で崩壊熱が発生し、蒸気が発生する。本システムでは、前記原子炉圧力容器内部に、崩壊熱を除去する第１熱交換器４を設置する。該第１熱交換器は、少なくとも１本以上の伝熱管５と、その入口部６、出口部７のヘッダから構成される。ただし、前記第１熱交換器は、必ずしも前記原子炉圧力容器の内部に設置する必要は無く、前記原子炉格納容器内部や、前記原子炉格納容器外部に設置しても良い。この場合は、前記第１熱交換器を内包する圧力容器を別途設置し、該圧力容器から前記原子炉圧力容器に、蒸気を引き込む配管と凝縮水を戻す配管を設置すれば良い。
【００１６】
本実施例では、前記伝熱管の内部に冷媒が流れ、前記伝熱管外部には、前記炉心で発生した崩壊熱により生成した蒸気が存在する。該蒸気を凝縮させ、その熱で前記伝熱管内部の冷媒を沸騰させることで、前記炉心で発生した崩壊熱を除去している。ただし、前記冷媒は前記伝熱管の外部を流れ、前記崩壊熱で生成した蒸気が前記伝熱管内部に存在するように構成しても良い。
【００１７】
前記伝熱管内部の冷媒としては、例えば水でも良いが、他の流体でも構わない。前記第１熱交換器では、下部のヘッダが入口部のヘッダであり、ここから凝縮水を受け入れ、前記伝熱管内部で発生した蒸気は上部にある出口部のヘッダから排出される。前記出口部のヘッダには蒸気配管８が接続され、該蒸気配管は、前記原子炉格納容器外部に設置され、かつ、前記第１熱交換器より上部に設置された第２熱交換器９の入口部１０に接続される。前記第２熱交換器は、少なくとも１本以上の空気冷却式伝熱管１１と、前記入口部、および出口部１２のヘッダから構成される。本実施例では、前記空気冷却式伝熱管の内部に蒸気となった冷媒が流れ、前記空気冷却式伝熱管外部の空気を加熱し、前記空気冷却式伝熱管内部の冷媒蒸気を凝縮させている。ただし、空気は前記空気冷却式伝熱管の内部を流れ、前記冷媒蒸気は前記空気冷却式伝熱管の外部を流れる構成にしても良い。
【００１８】
前記第２熱交換器では、上部のヘッダが入口部のヘッダであり、ここから蒸気を受け入れ、前記空気冷却式伝熱管内部で凝縮した水は下部にある出口部のヘッダから排出される。
【００１９】
前記第２熱交換器下側の出口部ヘッダには、第１凝縮水配管１３が接続される。該第１凝縮水配管の他端は、冷媒を貯蔵する冷媒貯蔵タンク１４に接続される。該冷媒貯蔵タンクには第２凝縮水配管１５も接続され、該第２凝縮水配管の他端は、前記第１熱交換器下部の入口部ヘッダに接続される。前記第２凝縮水配管上には通常時は閉まっている起動弁１６を設置すると良い。ただし本実施例では、前記冷媒貯蔵タンクは前記原子炉格納容器内部に設置されているが、設置場所は原子炉格納容器外部でも効果は変わらない。
【００２０】
本システムの起動前は、前記起動弁が閉じているため、前記冷媒貯蔵タンク内に液体の冷媒が保持されており、冷媒貯蔵タンク内には液面１７が存在している。この状態では、前記第１熱交換器には冷媒が供給されていないため、前記炉心で発生した熱は除去していない。
【００２１】
異常事象などが発生し、原子炉の崩壊熱を除去する必要が有る場合は、前記起動弁を開くことで、前記冷媒貯蔵タンク内の冷媒を前記第１熱交換器に供給する。通常、この状況では前記炉心には制御棒（図示せず）が挿入されているため、前記炉心で発生する熱は崩壊熱となる。前記第１熱交換器に冷媒を供給することで、前記炉心で発生した崩壊熱の除去が開始される。
【００２２】
前記第１熱交換器での崩壊熱除去性能を高めるには、前記第１熱交換器の伝熱管内に冷媒の液面があることが望ましい。液面が伝熱管下端よりも下側であれば、伝熱管内が冷媒蒸気での冷却となり、伝熱性能が低下する。一方、液面が伝熱管上端より上側であれば、伝熱管内で発生した冷媒蒸気が、前記伝熱管上部のヘッダから抜けづらくなり、冷媒の自然循環が阻害される可能性があると共に、前記蒸気配管内で液体の冷媒が振動して、配管に負荷をかける可能性がある。
【００２３】
前記第１熱交換器の伝熱管内に冷媒の液面を作るには、前記冷媒貯蔵タンク内に液面を作り、その液面位置が前記第１熱交換器の伝熱管高さの範囲内にあれば良い。通常の熱交換システムであれば、除熱量は一定であるので、設計時に適切な冷媒量を封入しておくことで上記制約は容易に実現できる。また、電源が使用できるため、ポンプや液位計、流量制御弁を用いることでも上記制約は容易に実現できる。
【００２４】
しかしながら、本システムが対象としている原子炉冷却システムでは、前記炉心で発生する崩壊熱は時間と共に大きく変化する。一例として、前記炉心に制御棒が挿入されてから100秒後の崩壊熱は、３日後の崩壊熱より10倍程度大きい。さらに、本システムが対象としている原子炉冷却システムは、電源が失われた状況であっても動作し、制御系も不要とすることを目的としているため、ポンプや液位計などの計測器、流量制御弁などを使用しないシステムとする。（起動弁は最初に一度開くだけであるので、使用可能と考えている。）そのためには、前記冷媒貯蔵タンクの下端高さを前記第１熱交換器の上端より低く、かつ、前記冷媒貯蔵タンクの上端高さを前記第１熱交換器の下端より高くし、前記冷媒貯蔵タンク内に液面が形成されるようにすれば良い。
【００２５】
ここで、前記第１凝縮水配管の前記冷媒貯蔵タンクへの接続高さにも注意する必要がある。前記第１凝縮水配管の前記冷媒貯蔵タンクへの接続高さが、冷媒貯蔵タンク内の液面より下側に接続されていた場合、実質的な液面高さは前記第１凝縮水配管または前記第２熱交換器内の液面高さとなる。これは、前記第１凝縮水配管または前記第２熱交換器内の液面高さ分の液体の冷媒の重さ（水頭）が、前記冷媒貯蔵タンク内の液面に加わるためである。これを防ぐため、前記第１凝縮水配管の前記冷媒貯蔵タンクへの接続高さは、前記冷媒貯蔵タンク内の液面高さより常に上に存在するようにする必要がある。これを実現するには、前記第１凝縮水配管の前記冷媒貯蔵タンクへの接続位置を、前記起動弁を開く前の状態の前記冷媒貯蔵タンク内の液面位置１７より上部にすれば良い。
【００２６】
このような構成とすることで、電源無しに動作し、原子炉停止直後の崩壊熱が大きい時期から、停止から長期間経過後まで、制御なしに運用可能な空気で冷却する原子炉冷却システムを実現することができる。
【００２７】
なお、本実施例はＢＷＲ型の原子炉について示したが、本システムの適用先はＢＷＲ型原子炉には限定されない。また、実際のシステムでは、前記原子炉格納容器を貫通する部分には隔離弁、系統上には点検のための止め弁、冷媒の排出管、非凝縮性ガスを排出するガス排出管などが設置されるが、本実施例ではこれらは図示していない。
【実施例２】
【００２８】
図２に、本実施例に係る原子炉冷却システムの構成図を示す。実施例１に係る原子炉冷却システムとの差は、前記第１熱交換器下流側の前記蒸気配管上に、気体と液体の冷媒を分離する気水分離器１８を設置したことである。該気水分離器で分離された液体の冷媒は、分離水排出管１９を通して、前記冷媒貯蔵タンクに戻され、分離された気体の冷媒は、前記蒸気配管を通って前記第２熱交換器に供給される。
【００２９】
前記気水分離器は、ＢＷＲ型原子炉の原子炉圧力容器内で使用された実績があり、同様な構成の機器を用いればよい。
【００３０】
このような構成とすることで、前記第１熱交換器より上部に水面が出来た場合でも、液体の冷媒を除去できるため、前記伝熱管上部のヘッダから冷媒蒸気が抜けづらくなることを防ぎ、冷媒の自然循環を維持できると共に、前記蒸気配管内で液体の冷媒が振動して、配管に負荷をかけることを防止できる。
【００３１】
なお、本実施例はＢＷＲ型の原子炉について示したが、本システムの適用先はＢＷＲ型原子炉には限定されないことは、実施例１に係る原子炉冷却システムと同じである。また、実際のシステムでは、前記原子炉格納容器を貫通する部分には隔離弁、系統上には点検のための止め弁、冷媒の排出管、非凝縮性ガスを排出するガス排出管などが設置されるが、本実施例ではこれらは図示していない。
【実施例３】
【００３２】
図３に、本実施例に係る原子炉冷却システムの構成図を示す。実施例１に係る原子炉冷却システムとの差は、前記第１熱交換器下流側の前記蒸気配管と、前記冷媒貯蔵タンクを接続する、蒸気バイパス管２０を設置したことである
このような構成とすることで、前記冷媒貯蔵タンク内の冷媒蒸気が凝縮することで負圧となり、自然循環が阻害されることを防止できる。
【００３３】
なお、本実施例はＢＷＲ型の原子炉について示したが、本システムの適用先はＢＷＲ型原子炉には限定されないことは、実施例１に係る原子炉冷却システムと同じである。また、実際のシステムでは、前記原子炉格納容器を貫通する部分には隔離弁、系統上には点検のための止め弁、冷媒の排出管、非凝縮性ガスを排出するガス排出管などが設置されるが、本実施例ではこれらは図示していない。
【符号の説明】
【００３４】
１…原子炉格納容器、２…原子炉圧力容器、３…炉心、４…第１熱交換器、５…伝熱管、６…入口部、７…出口部、８…蒸気配管、９…第２熱交換器、１０…入口部、１１…空気冷却式伝熱管、１２…出口部、１３…第１凝縮水配管、１４…冷媒貯蔵タンク、１５…第２凝縮水配管、１６…起動弁、１７…液面、１８…気水分離器、１９…分離水排出管、２０…蒸気バイパス管
【図１】
2015197405.tif 000003
【図２】
2015197405.tif 000004
【図３】
2015197405.tif 000005