(57)【要約】【課題】スクラム失敗に加えて、原子炉圧力容器（１）内の圧力を下げるために蒸気を逃すべく主蒸気隔離弁開放が実施されるが開放に失敗すると、原子炉圧力容器（１）破損が問題である。【解決手段】  復水貯蔵槽（１０１）の中に中性子吸収材であるホウ酸水を内蔵したホウ酸水タンク（１５１）を敷設し、圧力抑制プール（５）の中にはホウ酸水を内蔵したホウ酸水バケツ（４０１）を敷設する。  新経路バイパス管（１８）に導いた主蒸気を、大部分は主タービン復水器に逃がし、1部は崩壊熱タービン（２１１）に導き発電する。電源の多重化を図る。【選択図】図2
2015102350.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
沸騰水型原子炉の原子炉高圧注水装置において、
初期注水装置は中性子吸収材注入装置と冷却兼発電装置からなり、
中性子吸収材注入装置は水を内蔵する復水貯蔵槽（１０１）内にホウ酸水タンク（１５１）を敷設し、当該復水貯蔵槽（１０１）上蓋にホウ酸水追加注水用のキャップを付設し、
ホウ酸水タンク（１５１）はホウ酸水が貯蔵されたる円筒のタンクであって、当該タンクの頭部は復水貯蔵槽（１０１）内の上部空間に開いており、当該タンクの底部は前記復水貯蔵槽（１０１）の水中に没し、当該タンク底部の1部は開口しており、当該開口は水よりも低密度の材質からなる浮袋栓（１５２）で塞がれており、
当該貯蔵槽から高圧注水管１（５９）に至る貯蔵槽管（１０２）に設置されていた逆止弁（５６）はそのままとするも電動弁（５５）を運転時開とし、電気駆動ポンプ（１２）から給水管（４）に至る高圧注水管2（60）に設置されていた動的逆止弁(54)はそのままとするも電動弁（５５）を運転時開とし、給水管（４）に設置されていた内側電動給水弁（５３）を定期検査時以外開とし、
冷却兼発電装置は、
主蒸気管（３）に敷設していた内側主蒸気隔離弁（５１）を撤去し、
主蒸気管（３）の蒸気を主タービン復水器に逃すバイパス管（８）において、当該管の入口を原子炉格納容器（２）壁と外側主蒸気隔離弁（５２）との間のバイパス管新入口に変更すると共に当該管の途中に敷設していた電動弁（５５）をバネ式弁（２５５）とした新経路バイパス管（１８）及び、
前記バネ式弁（２５５）よりも上流側の新経路バイパス管（１８）から主蒸気の1部を抽出する崩壊熱蒸気流出管（２６１）及び、
当該崩壊熱蒸気流出管（２６１）の下流側に敷設した崩壊熱タービン（２１１）及び、
当該崩壊熱タービン（２１１）から主タービン復水器に接続するタービン排気管（２１３）及び、
崩壊熱蒸気流出管（２６１）に敷設したる電動弁（５５）を運転時開となし、
当該崩壊熱タービン（２１１）に接続したる発電機（２０２）及び、
当該発電機（２０２）に接続したる蓄電池（２０４）及び、
当該蓄電池（２０４）に付設した数個のスイッチ（２０３）からなり、
従来の電気駆動ポンプ（１２）及び電動モータ（１３）はそのままとし、
前記崩壊熱蒸気流出管（２６１）からの蒸気を前記崩壊熱タービン（２１１）に導き、当該崩壊熱タービン（２１１）で仕事を終えた蒸気をタービン排気管（２１３）から主タービン復水器に排気しこの過程で崩壊熱タービン（２１１）を回転させ発電機（２０２）を回転させ発電し蓄電池（２０４）に電気を蓄え、
原子炉通常運転時にはスイッチ（２０３）の全てを常時通電機器用電線（２１５）に接続しておき原子炉格納容器（２）外の常時通電機器を稼動させ、
外側主蒸気隔離弁（５２）閉でかつ外部電源喪失時には当該スイッチ（２０３）の１つを電動モータ用電線（２１４）に接続し電動モータ（１３）に通電し、電気駆動ポンプ（１２）を稼動させ原子炉圧力容器（１）内に前記復水貯蔵槽（１０１）の水を送水し、
時間経過につれて復水貯蔵槽（１０１）水位が低下するとホウ酸水タンク（１５１）の
浮袋栓（１５２）が落下しホウ酸水タンク（１５１）に内蔵せるホウ酸水が原子炉圧力容器（１）内に送水され、
原子炉圧力容器（１）内の蒸気圧力が通常時蒸気圧力よりも十分高くなり前記バネ式弁（２５５）が抗しきれなくなると当該弁が開き主蒸気を主タービン復水器に排気できることを特徴とする初期注水装置。
【請求項２】
圧力抑制プール（５）の中にホウ酸水バケツ（４０１）を敷設し、
ホウ酸水バケツ（４０１）はホウ酸水が貯蔵されたる上部開端底部閉端円筒のバケツであって、当該バケツの頭部は圧力抑制プール（５）水面の上部空間（６）にあり、当該バケツの底部は前記圧力抑制プール（５）の水中に没し、当該バケツ底部の1部は開口しており、当該開口は水よりも低密度の材質からなる浮袋栓（１５２）で塞がれており、
当該圧力抑制プール（５）から高圧注水管１（５９）に至るプール水管（６）に設置されていた逆止弁（５６）はそのままとするも電動弁（５５）を運転時開とし、
請求項1における初期注水装置のホウ酸水タンク（１５１）からのホウ酸水がなくなると圧力抑制プール（５）の水が電気駆動ポンプ（１２）により原子炉圧力容器（１）内に送水され、
時間経過につれて圧力抑制プール（５）水位が低下するとホウ酸水バケツ（４０１）の
浮袋栓（１５２）が落下しホウ酸水バケツ（４０１）に内蔵せるホウ酸水が圧力抑制プール（５）を通って原子炉圧力容器（１）内に送水することにより長期間原子炉を停止させ続けると同時に冷却させ続けることを特徴とする最終注水装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、スクラム失敗原子炉の停止除熱装置である。
【背景技術】
【０００２】
原子炉圧力容器から当該容器外に接続されている冷却材が貫流する中小口径管が破断した場合には、冷却材は流出を続けるが原子炉圧力は急激には減少しない。こんな場合には、ポンプや管や弁や動力源といった機器からなる多くの装置を順序立てて並べて全体として一繋がりのものとして原子炉圧力容器内へ注水する機能を果たすようにまとめた高圧注水装置が作動する。高圧注水装置は、初期水源としては復水貯蔵槽から取水して原子炉圧力容器内へ注水する初期注水装置及び、最終水源としては圧力抑制プールから取水して原子炉圧力容器内へ注水する最終注水装置からなる。
図１は従来の原子炉高圧注水装置の概観図である（非特許文献２。文献中では系統と記載されているが、本発明ではなじみ易い装置とする）。
発熱源である核燃料を内蔵する原子炉圧力容器（１）で発生した蒸気は、主蒸気管（３）を通って主タービンに向かう。
原子炉圧力容器（１）は原子炉格納容器（２）の中に格納されている。主蒸気管（３）は原子炉格納容器（２）を貫通する。主蒸気管（３）には、原子炉格納容器（２）を挟んで、内側主蒸気隔離弁（５１）と外側主蒸気隔離弁（５２）の電動式の主蒸気隔離弁が敷設されている。前記両主蒸気隔離弁とも、原子炉通常運転時には開いている。
原子炉圧力容器（１）から外部に接続されている中小口径管が破断されると主蒸気隔離弁が閉鎖される。蒸気の行き場がなくなり原子炉圧力容器（１）内の圧力が急上昇するがこれを抑制するために、外側主蒸気隔離弁（５２）よりも下流側の主蒸気管（３）からは主タービン復水器へ接続されているバイパス管（８）が敷設されている。当該バイパス管（８）の途中には電気駆動式の電動弁（５５）が敷設されている。
【０００３】
初期注水装置は、水を内蔵する復水貯蔵槽（１０１）及び、電気駆動ポンプ（１２）及び、電動モータ(13)及び、当該貯蔵槽から高圧注水管１（５９）に至る貯蔵槽管（１０２）及び、電気駆動ポンプ（１２）から給水管（４）に至る高圧注水管２（６０）及び、
各管に設置されている逆止弁（５６）や電動弁（５５）からなる。
中小口径管が破断すると復水貯蔵槽（１０１）からの水が貯蔵槽管（１０２）を通って
高圧注水管１（５９）に入り電気駆動ポンプ（１２）に至る。当該ポンプで高圧にされた水は、高圧注水管２（６０）を通って給水管（４）を通って原子炉圧力容器（１）の中に注水される。復水貯蔵槽（１０１）は原子炉格納容器（２）の外に配置した水を内蔵するタンクである。
電気駆動ポンプ（１２）は電気駆動の電動モータ(13)によって回転する。電動モータ(13)は原子炉格納容器（２）の外にある外部電源によって回転する。
貯蔵槽管（１０２）の要所に電動弁（５５）や逆止弁（５６）が敷設されている。
高圧注水管２（６０）の要所に電動弁（５５）や逆止弁（５６）（または動的な空気駆動式）が敷設されている。
原子炉圧力容器（１）の中に水を供給するための給水管（４）の要所に内側電動給水弁（５３）や逆止弁（５６）（または動的な空気駆動式）が敷設されている。原子炉格納容器（２）の外側には外側電動給水弁（６３）が敷設されている。
当該貯蔵槽底部から高圧注水管１（５９）に至る貯蔵槽管（１０２）に敷設されたる電動弁（５５）は通常運転時閉の電動式弁である。
電気駆動ポンプ（１２）から給水管（４）に至る高圧注水管２（６０）に敷設されたる電動弁（５５）は通常運転時閉の電動式弁である。
原子炉格納容器（２）内側の給水管（４）部に敷設されている内側電動給水弁（５３）は通常運転時開の電動式弁である。
【０００４】
最終注水装置は、圧力抑制プール（５）及びプール水管（６）からなる。
圧力抑制プール（５）の上には上部空間（１５）が存在する。事故によっては原子炉格納容器（２）の中が高温高圧の蒸気で充満することがあるがそんな場合には、当該蒸気は圧力抑制プール（５）に導かれ、冷却され液体の水となり体積が減少するため原子炉格納容器（２）の圧力を緩和する。
圧力抑制プール（５）は、冷却材喪失事故時に一時的に崩壊熱等を溜める水プールである。プールは常時冷却されている。プール水温が上昇するようなことがあっても一定温度以下になるように冷却される。
プール水管（６）の要所には電動弁（５５）や逆止弁（５６）が敷設されている。
前記復水貯蔵槽（１０１）の水が使い切りになると、圧力抑制プール（５）の水がプール水管（６）を通って高圧注水管１（５９）を通り前記電気駆動ポンプ（１２）に導かれ給水管（４）を介して原子炉圧力容器（１）の中に注水される。
【非特許文献１】：昭和51年、電力新報社、通産省資源エネルギー庁「原子力発電便覧」。
【非特許文献２】：平成21年、オーム社、神田他「原子力教科書  原子力プラント工学」。
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
稼働中の沸騰水型原子炉において、原子炉の接続されている管（例えば非常用注水管の1本）が破断したりして冷却材喪失事故が生じると、制御棒緊急挿入（スクラム）される。そして主蒸気隔離弁は閉鎖して原子炉が隔離状態になる。そうなると、原子炉高圧注水装置により、水や蒸気の流れを制御して原子炉高圧注水冷却が実施される。
主蒸気隔離弁が閉鎖されかつ、スクラムに失敗すると、原子炉圧力容器（１）内に蒸気が充満し、原子炉圧力容器（１）はおろか原子炉格納容器（２）の健全性を損なう恐れがある。原子炉圧力容器（１）や原子炉格納容器（２）に大きな損傷があってはならない。
主蒸気隔離弁が閉鎖され主蒸気の流出に制限が加えられると同時に、核分裂連鎖反応を停止させるためにスクラムされる。その際、スクラム信号は出るが原子炉制御棒自体の挿入ができないこともあるのではとの心配がある。
原子炉は停止後も核分裂生成物やウラン（例えばU-239）やプルトニウム（例えばPu-238）やネプツニウム（例えばNp-239）といった発熱性の放射性崩壊のため、かなりの量の熱を長期間発生し続ける。原子炉停止10秒後では運転時原子炉出力の約4.5%、1時間後に約1.5%、1日後には約0.6%の熱を発生する（非特許文献1）。したがって、原子炉の停止後も長期間にわたって崩壊熱を除去する必要がある。
スクラム失敗に加えて、原子炉圧力容器（１）内の圧力を下げるために蒸気を逃すべくバイパス管（８）の電動弁開放に失敗すると、原子炉圧力容器（１）破損も心配である。
【課題を解決するための手段】
【０００６】
BWRでは技術的改良が積み重ねられ、現行BWRでは通常運転中の原子炉圧力容器（１）内蒸気に溶存している放射性物質は少ない。
そこで、原子炉圧力容器（１）内の高温蒸気を原子炉格納容器（２）の外側にすばやく排出してしまえば原子炉圧力容器（１）はおろか原子炉格納容器（２）の健全性を長期間保てる可能性がある。
【０００７】
稼働中の沸騰水型原子炉において、事故が生じると主蒸気隔離弁が閉鎖され主蒸気の流出に制限が加えられと同時に、原子炉核分裂連鎖反応を停止させるためのスクラム信号が出るが制御棒の挿入がなかった場合を想定しても原子炉本体が大きく損傷させないようにする。
初期注水装置及び最終注水装置からなる高圧注水装置を工夫する。
【０００８】
本発明の初期注水装置は中性子吸収材注入装置と冷却兼発電装置からなる。
中性子吸収材注入装置は、水を内蔵する復水貯蔵槽（１０１）内にホウ酸水タンク（１５１）を敷設し、当該復水貯蔵槽（１０１）上蓋にホウ酸水追加注水用のキャップを付設してなる。
ホウ酸水タンク（１５１）はホウ酸水が貯蔵されたる円筒のタンクであって、当該タンクの頭部は復水貯蔵槽（１０１）内の上部空間に開いており、当該タンクの底部は前記復水貯蔵槽（１０１）の水中に没し、当該タンク底部の1部は開口しており、当該開口は水よりも低密度の材質からなる浮袋栓（１５２）で塞がれている。ホウ酸水タンク（１５１）は復水貯蔵槽（１０１）の壁に固定すると安定する。
当該貯蔵槽から高圧注水管１（５９）に至る貯蔵槽管（１０２）に設置されていた逆止弁（５６）はそのままとするも電動弁（５５）を運転時開とし、電気駆動ポンプ（１２）から給水管（４）に至る高圧注水管2（60）に設置されていた動的逆止弁(54)はそのままとするも電動弁（５５）を運転時開とし、給水管（４）に設置されていた内側電動給水弁（５３）を定期検査時以外開とする。
電動弁（５５）を運転時開としておくと、事故時に急遽閉から開への手間が省けると共に開放失敗の確率が減少するから安全性が高まる。
ホウ酸水として、濃縮ホウ素（ホウ素10の割合が天然物よりも濃縮されている）によるホウ酸水とするのが望ましい。
事故発生により復水貯蔵槽（１０１）の水が原子炉圧力容器（１）に送水され復水貯蔵槽（１０１）の水位が低下すると、浮袋栓（１５２）が外れ、ホウ酸水タンク（１５１）内のホウ酸水が復水貯蔵槽（１０１）の中に出てくる。その結果、ホウ酸水が原子炉圧力容器（１）に送水される。スクラムに失敗していても中性子吸収材であるホウ素が中性子を吸収して、原子炉を停止させる。
誤信号により事故が発生しないのに復水貯蔵槽（１０１）の水が原子炉圧力容器（１）に注水されることがあっても、早期に誤信号であることに気が付けば送水を中止させればホウ酸水が復水貯蔵槽（１０１）の中に混入してくることはないから、原子炉圧力容器（１）にホウ酸水が混入することはない。ホウ酸水は原子炉圧力容器（１）の核燃料の燃焼にとって好ましくはない。
従来の原子炉には、液体の中性子吸収材を原子炉に注入するための後備停止装置が備わっているが、複雑な経路を辿って注入されるため故障が心配である。本発明の採用により、原子炉を停止させる装置の多重化が図れた。
【０００９】
本発明の冷却兼発電装置は、まず、主蒸気管（３）に敷設されていた内側主蒸気隔離弁（５１）を撤去する。
主蒸気管（３）の蒸気を主タービン復水器に逃すバイパス管（８）において、当該管の入口を原子炉格納容器（２）壁と外側主蒸気隔離弁（５２）との間のバイパス管新入口に変更すると共に当該管の途中に敷設していた電動弁（５５）（電気や空気圧といった外部駆動源を持つ）をバネ式弁（２５５）（外部駆動源なし）とした新経路バイパス管（１８）及び、
前記バネ式弁（２５５）よりも上流側の新経路バイパス管（１８）から主蒸気の1部を抽出する崩壊熱蒸気流出管（２６１）及び、
当該崩壊熱蒸気流出管（２６１）の下流側に敷設した崩壊熱タービン（２１１）及び、
当該崩壊熱タービン（２１１）から主タービン復水器に接続するタービン排気管（２１３）及び、
崩壊熱蒸気流出管（２６１）に敷設したる電動弁（５５）を運転時開となし、
当該崩壊熱タービン（２１１）に接続したる発電機（２０２）及び、
当該発電機（２０２）に接続したる蓄電池（２０４）及び、
当該蓄電池（２０４）に付設した数個のスイッチ（２０３）からなる。
従来の電気駆動ポンプ（１２）及び電動モータ(13)はそのまま残す。
前記崩壊熱蒸気流出管（２６１）からの蒸気を前記崩壊熱タービン（２１１）に導き、当該崩壊熱タービン（２１１）で仕事を終えた蒸気をタービン排気管（２１３）から主タービン復水器に排気しこの過程で崩壊熱タービン（２１１）を回転させ発電機（２０２）を回転させ発電し蓄電池（２０４）に電気を蓄える。蓄電池（２０４）があれば万一発電できない事態になっても短時間であっても電気供給が可能とする。
原子炉通常運転時にはスイッチ（２０３）の全てを常時通電機器用電線（２１５）側に、例えば電磁石で接続しておき原子炉格納容器（２）外の常時通電機器を稼動させる。エネルギーの無駄な消費を防ぐ。崩壊熱タービン（２１１）の起動失敗を少なくする。
外側主蒸気隔離弁（５２）閉鎖でかつ外部電源喪失時には当該スイッチ（２０３）の１つを、例えば電磁力がなくなってバネの復元力で電動モータ用電線（２１４）側に接続し電動モータ（１３）に通電し、電気駆動ポンプ（１２）を稼動させ原子炉圧力容器（１）内に前記復水貯蔵槽（１０１）の水を送水する。
時間経過につれて復水貯蔵槽（１０１）水位が低下するとホウ酸水タンク（１５１）の
浮袋栓（１５２）が落下しホウ酸水タンク（１５１）に内蔵せるホウ酸水が原子炉圧力容器（１）内に送水される。
原子炉圧力容器（１）内の蒸気圧力が通常時蒸気圧力よりも十分高くなると前記バネ式弁（２５５）が抗しきれなくなり当該弁が開き主蒸気を主タービン復水器に排気できる。
バネ式弁（２５５）は通常運転時圧力よりも高い蒸気圧力に対して開くように設定しておけば、主蒸気は主タービン復水器に排気できるため、原子炉圧力容器（１）内圧力が過度に上昇することはない。バネ式弁（２５５）（例えば非特許文献２記載のPWR用加圧器安全弁をBWR用に75気圧程度）にする。電気等の外部駆動源を必要としないため想定外の事故に対する対応力が大きい。外部電源喪失時でも上記電気駆動ポンプ（１２）を稼動させ原子炉圧力容器（１）内に復水貯蔵槽（１０１）の水を送水し、続いてホウ酸水タンク（１５１）からのホウ酸水を原子炉圧力容器（１）内に送水する。
外部電源が喪失しても電磁力がなくなって例えばバネの復元力で電動モータ用電線（２１４）側に電気が供給され電気駆動ポンプ（１２）は稼動し続ける。復水貯蔵槽（１０１）水位が十分低下すると浮袋栓（１５２）が落下しホウ酸水タンク（１５１）に内蔵するホウ酸水が貯蔵槽管（１０２）及び高圧注水管２（６０）を通って原子炉圧力容器（１）内に注水される。
事故が継続して復水貯蔵槽（１０１）が空になったらホウ酸水タンク（１５１）上蓋に付設したキャップからホウ酸水または淡水や海水を注水することができる。
原子炉圧力容器（１）内に蒸気がある限り崩壊熱タービン（２１１）による発電が続き、中性子吸収材は原子炉に注入され、原子炉の出力低下と冷却を長期間継続させることができる。
主蒸気隔離弁閉鎖でかつ外部電源喪失時にも原子炉圧力容器（１）内にホウ酸水を含む冷却水を注水できるから、スクラムに失敗しても原子炉は大きな損傷なく、核分裂の連鎖反応を停止できる。
【００１０】
冷却材喪失事故等の事故が発生すると外部電源により電気駆動ポンプ（１２）を駆動させるための電動モータ（１３）が回転し復水貯蔵槽（１０１）の水を給水管（４）経由で原子炉圧力容器（１）に送水することになっているが、外部電源が機能しない場合には当該スイッチの1つを電動モータ用電線（２１４）に接続し電気駆動ポンプ（１２）を駆動させるための電動モータ（１３）に通電する。電動モータ（１３）の電源を多重化する。なお、電動モータ（１３）に接続されていた外部電源はそのまま残してある。
前記発電機（２０２）からは常時通電機器電線(215)で原子炉格納容器（２）外の常時運転電気機器に接続し当該発電機（２０２）を常時稼動させて起動失敗を防ぐ。
常時運転電気機器の電源は原則的に直流である。交流を電源とする場合は当該電気機器の入口部に直交流変換器（例えば半導体）を備えればよい。
内側主蒸気隔離弁（５１）は撤去したから、外側主蒸気隔離弁（５２）が閉鎖されても主蒸気の大部分は新経路バイパス管（１８）から、残りは崩壊熱蒸気流出管（２６１）を介して主タービン復水器に排出されるから、原子炉圧力容器（１）内に熱がこもるのを軽減できる。
通常運転時には開いているが事故時には閉鎖することになっている内側電動給水弁（５３）及び動的逆止弁（５４）は、作動失敗を防ぐ意味で、定期検査時のみ閉鎖し事故時にも開きっぱなしであるほうが望ましい。スクラム失敗に続いて冷却失敗も起こると想定すると、内側電動給水弁（５３）や動的逆止弁（５４）は撤去してそこには、逆止弁（５６）を敷設するのが望ましい。事故時でも冷却材の流動が確保できる。
【００１１】
新経路バイパス管（１８）の内径は主蒸気管（３）の内径と同じにする。
崩壊熱蒸気流出管（２６１）の内径は主蒸気管（３）の内径よりも細くする。崩壊熱蒸気流出管（２６１）の蒸気流量は崩壊熱除去に必要な分である。例えば、通常運転時主蒸気管（３）蒸気流量の１０％程度でよい。
崩壊熱はU-239やPu-238の量に依存しているから、運転期間や当該期間中の出力にも依存する。余裕を持たせる意味で、定格出力で無限時間運転されたとしての原子炉停止後1時間後の崩壊熱を除去できればよい。
【００１２】
本発明の最終注水装置は、圧力抑制プール（５）の中にホウ酸水バケツ（４０１）を敷設したことを特徴とする。
ホウ酸水バケツ（４０１）はホウ酸水が貯蔵されたる上部開端底部閉端円筒のバケツである。
当該バケツの頭部は圧力抑制プール（５）水面の上部空間（１５）にあり、当該バケツの底部は前記圧力抑制プール（５）の水中に没し、当該バケツ底部の1部は開口しており、当該開口は水よりも低密度の材質からなる浮袋栓（１５２）で塞がれている。
当該圧力抑制プール（５）から高圧注水管１（５９）に至るプール水管（６）に設置されていた逆止弁（５６）はそのままとするも電動弁（５５）を運転時開とする。
初期注水装置のホウ酸水タンク（１５１）のホウ酸水は、プール水管（６）に設置されていた逆止弁（５６）の作用により圧力抑制プール（５）には入らない。
初期注水装置のホウ酸水タンク（１５１）からのホウ酸水がなくなると圧力抑制プール（５）の水が電気駆動ポンプ（１２）により原子炉圧力容器（１）内に送水される。圧力抑制プール（５）の水は、貯蔵槽管（１０２）に設置されていた逆止弁（５６）の作用により復水貯蔵槽（１０１）には入らない。
時間経過につれて圧力抑制プール（５）水位が低下するとホウ酸水バケツ（４０１）の浮袋栓（１５２）が落下しホウ酸水バケツ（４０１）に内蔵せるホウ酸水が圧力抑制プール（５）を通って原子炉圧力容器（１）内に送水することにより長期間原子炉を停止させ続けると同時に冷却させ続ける。
【発明の効果】
【００１３】
内側主蒸気隔離弁（５１）は撤去されていて、主蒸気管（３）からの主蒸気の全部を抽出するバイパス管（８）の経路は原子炉格納容器（２）壁と外側主蒸気隔離弁（５２）との間からとした新経路バイパス管（１８）としたために、事故発生に伴って外側主蒸気隔離弁（５２）が閉鎖されて通常運転圧力より高圧になった原子炉圧力容器（１）からの主蒸気は、バネ式弁（２５５）を通って主タービン復水器に逃れることができる。原子炉圧力容器（１）内圧が過度に上昇することはない。安全性が高まった。
スクラム失敗しても、復水貯蔵槽（１０１）の中に敷設されたホウ酸水タンク（１５１）からのホウ酸水が原子炉圧力容器（１）の中に注水されるから、原子炉出力を低下させ、強いては原子炉連鎖反応を停止させることが出来る。
復水貯蔵槽（１０１）からの液体を原子炉圧力容器（１）に注水する電気駆動ポンプ（１２）は、常時稼動している崩壊熱タービン（２１１）駆動の発電機（２０２）または蓄電池（２０４）からの電源を常時瞬時に期待できるため安全性が高まった。
圧力抑制プール（５）にホウ酸水を含有したホウ酸水バケツ（４０１）を敷設したため、復水貯蔵槽（１０１）が自然災害等により万一機能しなくなっても、ホウ酸水が原子炉圧力容器（１）の中に注水される。その結果、原子炉出力を低下させ、強いては原子炉連鎖反応を停止させることが出来る。
中小口径管だけでなく給水管のような大口径管の1本が破断した時にも有効である。高温高圧の蒸気はバネ式弁（２５５）を通って主タービン復水器に排出されるから、原子炉圧力容器（１）内圧は低下するから液体の水流出は緩慢になる。冷却水やホウ酸水の補給は本発明の装置により原子炉圧力容器（１）内に注水される。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１４】
スクラム失敗かつ主蒸気開放にも失敗した場合の原子炉の停止除熱装置である。
【実施例１】
【００１５】
図２は本発明のスクラム失敗原子炉の停止除熱装置概観図である。
中性子吸収材注入装置は、水を内蔵する復水貯蔵槽（１０１）に敷設（当該槽の壁に固定する）したホウ酸水タンク（１５１）が主体である。復水貯蔵槽（１０１）の上蓋に付設したるキャップからホウ酸水の追加注水が可能である。
当該貯蔵槽底部から高圧注水管１（５９）に至る貯蔵槽管（１０２）に設置されていた従来の電動弁（５５）を運転時開とすると閉から開への操作が不要であるから安全性が高まる。
従来の電気駆動ポンプ（１２）から給水管（４）に至る高圧注水管2（60）に設置されていた電動弁（５５）を運転時開とすると安全性が高まる。閉から開への操作が不要であるから故障の心配が減る。
給水管（４）に設置されていた原子炉格納容器（２）内側の内側電動給水弁（５３）を定期検査時以外（運転中に事故が生じても）閉鎖しないように設定しておけば、内側電動給水弁（５３）を閉から開への操作が不要であるから故障の心配が減る。定期検査時以外原子炉への給水を絶やしてはいけない。
ホウ酸水タンク（１５１）はホウ酸水が貯蔵されたる円筒のタンクであって、当該タンクの頭部は復水貯蔵槽（１０１）内の上部空間に開いており、当該タンクの底部は前記復水貯蔵槽（１０１）の水中に没し、当該タンク底部の1部は開口しており、当該開口は水よりも低密度の材質らなる浮袋栓（１５２）で塞がれている。
ホウ酸水として、濃縮ホウ素（ホウ素10の割合が天然物よりも濃縮されている）によるホウ酸水とするのが望ましい。
事故発生により復水貯蔵槽（１０１）の水が原子炉圧力容器（１）に送水され復水貯蔵槽（１０１）の水位が低下すると、浮袋栓（１５２）が外れ、ホウ酸水タンク（１５１）内のホウ酸水が復水貯蔵槽（１０１）の中に出てくる。その結果、ホウ酸水が原子炉圧力容器（１）に送水される。スクラムに失敗していても中性子吸収材であるホウ素が中性子を吸収して、原子炉を停止させる。事故が長期化するようであれば、復水貯蔵槽（１０１）の上蓋に付いているキャップからホウ酸水を注水し、原子炉圧力容器（１）内に注水し続けることができる。
従来の原子炉には、液体の中性子吸収材を原子炉に注入するための後備停止装置が備わっているが、複雑な経路を辿って注入されるため故障が心配である。本発明の採用により、原子炉を停止させる装置の多重化が図れた。
【００１６】
本発明では、内側主蒸気隔離弁（５１）は撤去されてあるため、原子炉格納容器（２）外側にある主蒸気隔離弁（５２）が閉鎖されても原子炉圧力容器（１）内の蒸気は主蒸気管（３）を通って新経路バイパス管（１８）からバネ式弁（２５５）を通って主タービン復水器に逃れることができる。
新経路バイパス管（１８）からの蒸気の1部は崩壊熱流出管（２６１）から崩壊熱タービン（２１１）に行き、当該崩壊熱タービン（２１１）から主タービン復水器に接続されたるタービン排気管（２１３）から主タービン復水器に排出する過程でタービンを回転させる。
当該崩壊熱タービン（２１１）に接続されたる発電機（２０２）を回転させて発電する。原子炉が通常運転時であっても発電機（２０２）を回転させて発電し、蒸気はタービン排気管（２１３）から主タービン復水器に排出する。
発電機（２０２）には蓄電池（２０４）が接続されているから、万一発電機（２０２）や崩壊熱タービン（２１１）に支障があっても短時間であれば電源を確保しておける。
蓄電池（２０４）には数個のスイッチ（２０３）が付いて、原子炉が通常運転時ではスイッチ（２０３）の全てを常時通電機器用電線（２１５）に接続し、原子炉格納容器（２）外側の常時通電機器を稼動させる。蒸気は無駄に消費されるわけではない。
【００１７】
冷却材喪失事故等の事故が発生すると外部電源により電気駆動ポンプ（１２）を駆動させるための電動モータ（１３）が回転し復水貯蔵槽（１０１）の水を給水管（４）経由で原子炉圧力容器（１）に送水することになっているが、外部電源が機能しない場合には当該スイッチの1つを電動モータ用電線（２１４）に接続し電気駆動ポンプ（１２）を駆動させるための電動モータ（１３）に通電する。電動モータ（１３）の電源を多重化する。電動モータ（１３）に接続されていた外部電源はそのまま残してある。安全性が高まった。
【００１８】
電気駆動ポンプ（１２）の稼動により復水貯蔵槽（１０１）水位が十分低下すると浮袋栓（１５２）が落下しホウ酸水タンク（１５１）に内蔵するホウ酸水が高圧注水管２（６０）を通って原子炉圧力容器（１）内に注水される。
復水貯蔵槽（１０１）の水にホウ酸水を含有させておいてもよいが、誤信号等で初期注水装置が稼動すると直ちに中性子吸収作用の強いホウ酸水が原子炉に注水されてしまう。原子炉にとって望ましいことではない。
【００１９】
最終注水装置は、圧力抑制プール（５）の中にホウ酸水バケツ（４０１）を敷設してなる。
ホウ酸水バケツ（４０１）はホウ酸水が貯蔵されたる上部開端底部閉端円筒のバケツである。
当該バケツの頭部は圧力抑制プール（５）水面の上部空間（１５）にあり、当該バケツの底部は前記圧力抑制プール（５）の水中に没し、当該バケツ底部の1部は開口しており、当該開口は水よりも低密度の材質からなる浮袋栓（１５２）で塞がれている。
当該圧力抑制プール（５）から高圧注水管１（５９）に至るプール水管（６）に設置されていた逆止弁（５６）はそのままとするも電動弁（５５）を運転時開とする。
ホウ酸水タンク（１５１）のホウ酸水は、プール水管（６）に設置されていた逆止弁（５６）の作用により圧力抑制プール（５）には入らない。
ホウ酸水タンク（１５１）からのホウ酸水がなくなると圧力抑制プール（５）の水が電気駆動ポンプ（１２）により原子炉圧力容器（１）内に送水される。圧力抑制プール（５）の水は、貯蔵槽管（１０２）に設置されていた逆止弁（５６）の作用により復水貯蔵槽（１０１）には入らない。
時間経過につれて圧力抑制プール（５）水位が低下するとホウ酸水バケツ（４０１）の浮袋栓（１５２）が落下しホウ酸水バケツ（４０１）に内蔵せるホウ酸水が圧力抑制プール（５）を通って原子炉圧力容器（１）内に送水することにより長期間原子炉を停止させ続けると同時に冷却させ続ける。
【００２０】
冷却兼発電装置による電気は、原子力発電所の計測装置への電源としても利用可能である。ステーションブラックアウトになる可能性を減じることができる。
【産業上の利用可能性】
【００２１】
原子炉は冷却材に係る管等の事故が起こった時に、スクラムすべきなのにスクラムに失敗することもありうるかもしれない。更に、主蒸気を原子炉外に排気すべきなのに、主蒸気のバイパスにも失敗してしまうと原子炉圧力容器（１）の破損にもなりかねない。しかし、本発明のように現行BWRに若干の改良を施せば原子炉圧力容器（１）の破損を大幅に抑制できる可能性がある。
原子炉を「停止する」とするだけでは、技術者以外には誤解を与えてしまう。長期間原子炉を「停止させ続けると同時に冷却させ続ける」としなければならない。
原子炉運転者以外の人々は「原子炉が停止した」で一安心してしまう。柏崎では「原子炉が停止した」そのまま何事もなかったことが成功体験になってしまった。中には、最新鋭炉だからこの程度で済んだが旧式炉ではどうだったかとの考えがよぎったかもしれない。大損害を穴埋めすべくコスト管理を徹底させ過ぎてしまったかも。
嫌なことは早く忘れたい。それでは困る。
長期間原子炉を「停止させ続けると同時に冷却させ続ける」ことの重大さを常日頃から社長級の人にも周知徹底させ続けることが重要である。標語にしておきたいくらいである。
トヨタ自動車から水素燃料電池車が発表になり燃料電池車は現実味を帯びてきた。水素製造を化石燃料で製造するのは意味がないし、太陽光発電電力で製造するのは高価すぎて意味がない。原子力発電しかない。十分安全性の高い原子炉が望まれる。
【図面の簡単な説明】
【００２２】
【図１】図1は、従来の原子炉高圧注水装置の概観図。
【図２】図２は、本発明のスクラム失敗原子炉の停止除熱装置概観図。
【符号の説明】
【００２３】
１は原子炉圧力容器。
２は原子炉格納容器。
３は主蒸気管。
４は給水管。
５は圧力抑制プール。
６はプール水管。
８はバイパス管。
１２は電気駆動ポンプ。
１３は電動モータ。
１５は上部空間。
１８は新経路バイパス管。
５１は内側主蒸気隔離弁。
５２は外側主蒸気隔離弁。
５３は内側電動給水弁。
５４は動的逆止弁。
５５は電動弁。
５６は逆止弁。
５９は高圧注水管１。
６０は高圧注水管２。
６３は外側電動給水弁。
１０１は復水貯蔵槽。
１０２は貯蔵槽管。
１５１はホウ酸水タンク。
１５２は浮袋栓。
２０２は発電機。
２０３はスイッチ。
２０４は蓄電池。
２１１は崩壊熱タービン。
２１３はタービン配管。
２１４は電動モータ用電線。
２１５は常時通電機器用電電線。
２５５はバネ式弁。
２６１は崩壊熱蒸気流出管。
４０１はホウ酸水バケツ。
【図１】
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【図２】
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