(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
連鎖的に核分裂反応する核燃料とその核燃料を浸漬するとともに前記連鎖的な核分裂反応に伴う熱によって加熱されて蒸気化される冷却水と前記連鎖的な核分裂反応を制御する制御棒とを有する原子炉圧力容器と、前記冷却水を冷却することにより前記核燃料を冷却する炉心冷却装置とを備えた原子炉の崩壊熱除去装置において、
前記原子炉圧力容器の内部における前記冷却水の水面よりも上方に設けられるとともに、その内部に予め定められた量の他の冷却水を貯留する重力式冷却水注入水槽と、
その重力式冷却水注入水槽を前記原子炉圧力容器に連通する給水配管と、
その給水配管の途中に設けられ、前記制御棒によって連鎖的な核分裂反応が制御されることにより前記核燃料がその崩壊に伴う崩壊熱を発生する場合であって、かつ前記炉心冷却装置の運転が停止することにより前記冷却水の温度が予め定められた温度以上になった場合に開操作される給水用開閉弁と、
前記重力式冷却水注入水槽内の空間部分の圧力を前記原子炉圧力容器の内部圧力に等しくする均圧管と、
前記給水用開閉弁が開操作されてから予め定められた時間が経過した後に、もしくは前記給水用開閉弁が開操作されて前記重力式冷却水注入水槽に貯留されている前記他の冷却水が前記原子炉圧力容器の内部に供給されることにより前記原子炉圧力容器の内部における前記冷却水の温度が予め定められた他の温度以下になった場合に作動して前記崩壊熱を大気中に熱するループ式ヒートパイプと、
前記ループ式ヒートパイプは、相変化する作動流体と、その作動流体を加熱して蒸気化させる蒸発部と、蒸気化した前記作動流体の熱を放熱させることにより蒸気化した前記作動流体を凝縮させる凝縮部と、前記蒸発部で蒸気化した前記作動流体を前記凝縮部に向けて流動させる蒸気管と、前記凝縮部で凝縮した前記作動流体を前記蒸発部に向けて流動させる液戻り管と、前記作動流体を貯留するリザーバと、前記リザーバを前記液戻り管に連通させる接続管と、前記接続管もしくは前記液戻り管における前記接続管が連通している箇所よりも前記蒸発部側に設けられて前記作動流体の流動を規制する主導弁とを備え、
前記蒸発部が前記原子炉圧力容器に熱伝達可能に配置され、前記凝縮部が前記原子炉圧力容器よりも上方かつ大気中に露出されて配置され、
前記主導弁は、前記給水用開閉弁が開操作されてから予め定められた時間が経過した後に、もしくは前記給水用開閉弁が開操作されて前記重力式冷却水注入水槽に貯留されていた前記他の冷却水が前記原子炉圧力容器の内部に供給されることにより前記原子炉圧力容器の内部における前記冷却水の温度が予め定められた前記他の温度以下になった場合に開操作されるように構成され、
前記原子炉圧力容器の内部に、前記核燃料を支持するシュラウドと、前記冷却水を流動させるジェットポンプとが設けられ、
前記蒸発部は、前記シュラウドもしくは前記ジェットポンプと前記原子炉圧力容器との間に配置された複数本のパイプと、それらのパイプの一端部を前記液戻り管に連通させる第一ヘッダーと、前記パイプの他端部を前記蒸気管に連通させる第二ヘッダーとを備え、前記作動流体は、前記各ヘッダーならびに各パイプで前記崩壊熱により加熱されて蒸気化されるように構成されている
ことを特徴とする原子炉の崩壊熱除去装置。
【請求項２】
前記給水配管は、前記原子炉圧力容器の下部に連通され、
前記均圧管は、前記重力式冷却水注入水槽の上部と前記給水配管における前記給水用開
閉弁よりも前記原子炉圧力容器側とを連通している
ことを特徴とする請求項１に記載の原子炉の崩壊熱除去装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
この発明は、原子炉における核燃料の連鎖的な核分裂反応を停止した後に、核燃料が崩壊することに伴って発生する崩壊熱を除去するための装置に関するものである。
【背景技術】
【０００２】
原子炉の停止後に発生する崩壊熱を除去する装置の一例が特許文献１および特許文献２に記載されている。その特許文献１には、原子炉圧力容器内の冷却水にヒートパイプの一端部を浸漬させ、原子炉圧力容器の外部にヒートパイプの他端部を露出させるとともに、その他端部を囲うように放熱ダクトを設け、かつその放熱ダクトの出入り口に仕切り弁をそれぞれ設けた装置が記載されている。そして、想定外の事故や自然災害が生じて原子炉の主冷却装置や非常用冷却装置（以下、ＥＣＣＳと記す。）が作動しなかったり、これらを作動させるための電源が故障したり喪失することにより原子炉圧力容器内の冷却水の温度が上昇する場合において、上記の仕切り弁を開いて放熱ダクトを外気に連通させることによりートパイプの一端部を蒸発部として機能させ、他端部を凝縮部として機能させるように構成されている。したがって、特許文献１の発明によれば、上述したような原子炉の非常時において、仕切り弁を開くと、ヒートパイプが作動して冷却水の熱を大気中に放熱することができるため、ＥＣＣＳが作動しなかったとしても確実に原子炉を冷却して核燃料の溶融事故を防止することができる、とされている。
【０００３】
また、特許文献２には、炉心において発生した熱を輸送する原子炉圧力容器内の冷却水から他の冷却水（いわゆる二次系）に伝達する熱交換器と、ヒートパイプとを組み合わせた装置が記載されており、その装置は原子炉の停止後において、炉心で発生する崩壊熱を大気中に放熱することができるように構成されている。具体的には、上記のヒートパイプはループ式のものであって、パイプの一部分が原子炉圧力容器の内部に配置されており、したがって、そのパイプの一部分が原子炉圧力容器の内部で加熱される冷却水とヒートパイプ内に封入される作動流体との間で熱交換を生じさせる熱交換器として機能するように構成されている。そして、熱交換により蒸気化された作動流体は蒸気ドラムを介して前記パイプの一部分に接続される主蒸気配管を流動して蒸気タービンに供給され、その後に復水器で凝縮されるようになっている。また復水器で凝縮された作動流体はポンプにより給水配管と冷却水側配管とを流動させられて原子炉格納容器の上方に設けられたプールに浸漬されている前記パイプの他の部分に供給されるようになっている。給水配管と冷却水側配管との接続部分には給水ドラムが設けられており、その給水ドラムは前記パイプの一部分にも接続されており、凝縮された作動流体が給水ドラムを介して前記パイプの一部分に還流されるようになっている。また、前記蒸気ドラムは蒸気側配管を介して前記パイプの他の部分にも連通されている。これに加えて、主蒸気配管と給水配管とのそれぞれに弁が設けられており、各弁は、制御棒が炉心に急速挿入されることにより原子炉が緊急停止（すなわち、原子炉スクラム）されることに伴い閉となって主蒸気配管と給水配管とにおける作動流体の流動を遮断するように構成されている。すなわち、原子炉がスクラムされると、前記パイプの一部分が蒸発部として機能し、前記パイプの他の部分が凝縮部として機能するように構成されている。したがって、特許文献２に記載された発明によれば、原子炉がスクラムされた場合に、ループ式ヒートパイプが作動して炉心から崩壊熱を除去することができるため、ポンプなどの動的機器を使用する必要性がなく、故障のない信頼性にすぐれた装置とすることができる、とされている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００４】
【特許文献１】特開昭５８−１１８９８８号公報
【特許文献２】特開平１−１７２８００号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
特許文献１に記載された装置は、上述したように、崩壊熱を除去するためにヒートパイプを利用しており、そのヒートパイプは原子炉がスクラムされた場合にのみ作動するように構成されている。しかしながら、特許文献１に記載された構成では、大量のヒートパイプを核燃料の周囲に設置しなければ、原子炉がスクラムされた後の崩壊熱を十分に除去することができない可能性がある。これに対して、特許文献２に記載されているように、ループ式ヒートパイプを利用する構成では、作動流体の蒸気流と液流とが対向しないため、その分、熱輸送量が増大することになり、したがって、ループ式ヒートパイプの利用は崩壊熱の除去に有利になる。しかしながら、特許文献２に記載された構成では、凝縮した作動流体を蒸発部に還流させるためにポンプを用いているため、ポンプが故障した場合には、蒸発部に強制的に液相の作動流体が供給されないことになる。その結果、特許文献２に記載された構成では、崩壊熱によってドライアウトが生じてループ式ヒートパイプが作動しない可能性がある。これに加えて、ループ式ヒートパイプを利用したとしても、原子炉がスクラムされた直後の崩壊熱を十分に除去するためには熱輸送量の大きなループ式ヒートパイプを設置しなければ、その熱輸送量に不足を生じる可能性がある。
【０００６】
この発明は上記の技術的課題に着目してなされたものであり、動力機器やこれを作動させるための電源を必要としないで原子炉が発生する崩壊熱を効果的に、かつ、十分に除去することができるいわゆるパッシブな原子炉の崩壊熱除去装置を提供することを目的とするものである。
【課題を解決するための手段】
【０００７】
上記の目的を達成するために、請求項１の発明は、連鎖的に核分裂反応する核燃料とその核燃料を浸漬するとともに前記連鎖的な核分裂反応に伴う熱によって加熱されて蒸気化される冷却水と前記連鎖的な核分裂反応を制御する制御棒とを有する原子炉圧力容器と、前記冷却水を冷却することにより前記核燃料を冷却する炉心冷却装置とを備えた原子炉の崩壊熱除去装置において、前記原子炉圧力容器の内部における前記冷却水の水面よりも上方に設けられるとともに、その内部に予め定められた量の他の冷却水を貯留する重力式冷却水注入水槽と、その重力式冷却水注入水槽を前記原子炉圧力容器に連通する給水配管と、その給水配管の途中に設けられ、前記制御棒によって連鎖的な核分裂反応が制御されることにより前記核燃料がその崩壊に伴う崩壊熱を発生する場合であって、かつ前記炉心冷却装置の運転が停止することにより前記冷却水の温度が予め定められた温度以上になった場合に開操作される給水用開閉弁と、前記重力式冷却水注入水槽内の空間部分の圧力を前記原子炉圧力容器の内部圧力に等しくする均圧管とを備えていることを特徴とするものである。
【０００８】
請求項２の発明は、請求項１の発明において、前記給水用開閉弁が開操作されてから予め定められた時間が経過した後に、もしくは前記給水用開閉弁が開操作されて前記重力式冷却水注入水槽に貯留されている他の冷却水が前記原子炉圧力容器の内部に供給されることにより前記原子炉圧力容器の内部における冷却水の温度が予め定められた他の温度以下になった場合に作動して前記崩壊熱を大気中に放熱するループ式ヒートパイプを備えていることを特徴とする原子炉の崩壊熱除去装置である。
【０００９】
請求項３の発明は、請求項１または２の発明において、前記ループ式ヒートパイプは、相変化する作動流体と、その作動流体を加熱して蒸気化させる蒸発部と、前記蒸気化した作動流体の熱を放熱させることにより前記蒸気化した作動流体を凝縮させる凝縮部と、前記蒸発部で蒸気化した作動流体を前記凝縮部に向けて流動させる蒸気管と、前記凝縮部で凝縮した作動流体を前記蒸発部に向けて流動させる液戻り管と、前記作動流体を貯留するリザーバと、前記リザーバを前記液戻り管に連通させる接続管と、前記接続管もしくは前記液戻り管における前記接続管が連通している箇所よりも前記蒸発部側に設けられて前記作動流体の流動を規制する主導弁とを備え、前記蒸発部が前記原子炉圧力容器に熱伝達可能に配置され、前記凝縮部が前記原子炉圧力容器よりも上方かつ大気中に露出されて配置され、前記主導弁は、前記給水用開閉弁が開操作されてから予め定められた時間が経過した後に、もしくは前記給水用開閉弁が開操作されて前記重力式冷却水注入水槽に貯留されていた他の冷却水が前記原子炉圧力容器の内部に供給されることにより前記原子炉圧力容器の内部における冷却水の温度が予め定められた他の温度以下になった場合に開操作されるように構成されていることを特徴とする原子炉の崩壊熱除去装置である。
【００１０】
請求項４の発明は、請求項１ないし３のいずれかの発明において、前記原子炉圧力容器の内部に、前記核燃料を支持するシュラウドと、前記冷却水を流動させるジェットポンプとが設けられ、前記蒸発部は、前記シュラウドもしくは前記ジェットポンプと前記原子炉圧力容器との間に配置された複数本のパイプと、それらのパイプの一端部を前記液戻り管に連通させる第一ヘッダーと、前記パイプの他端部を前記蒸気管に連通させる第二ヘッダーとを備え、前記作動流体は、前記各ヘッダーならびに各パイプで前記崩壊熱により加熱されて蒸気化されるように構成されていることを特徴とする原子炉の崩壊熱除去装置である。
【００１１】
請求項５の発明は、請求項１ないし４のいずれかの発明において、前記給水配管は、前記原子炉圧力容器の下部に連通され、前記均一管は、前記重力式冷却水注入水槽の上部と前記給水配管における前記給水用開閉弁よりも前記原子炉圧力容器側とを連通している
ことを特徴とする原子炉の崩壊熱除去装置である。
【発明の効果】
【００１２】
請求項１の発明によれば、原子炉圧力容器内の冷却水の水面よりも上方に、予め定められた量の他の冷却水を貯留する重力式冷却水注入水槽が設けられている。この重力式冷却水注入水槽は給水配管によって原子炉圧力容器に連通されており、給水配管には、給水用開閉弁が設けられている。給水用開閉弁は制御棒によって連鎖的な核分裂反応が制御されることにより原子炉の運転が停止されて核燃料がその崩壊に伴う崩壊熱を発生する場合であって、かつ炉心冷却装置の運転が停止することにより原子炉圧力容器内の冷却水の温度が予め定められた温度以上になった場合に、開となるように構成されている。これに加えて、重力式冷却水注入水槽の空間部分の圧力は均圧管によって原子炉圧力容器の内部圧力と等しくされている。そのため、給水用開閉弁には重力式冷却水注入水槽に貯留されている他の冷却水の水頭圧のみが作用するようになっている。したがって、原子炉が安定的に停止もしくはスクラムされかつ既設の炉心冷却装置が作動しなかったり、あるいは原子炉がスクラムされかつ炉心冷却装置を作動させるための電源を喪失したりして冷却水の温度が予め定められた温度よりも上昇する場合に、給水用開閉弁を自動的に開くことができる。そして、重力式冷却水注入水槽に貯留されている他の冷却水をその水頭圧によって重力式冷却水注入水槽から原子炉圧力容器の内部に供給することができる。すなわち、原子炉の停止後に発生する崩壊熱によって冷却水の温度が高くなる場合において、ポンプなどの動力機器を使用せずに、重力式冷却水注入水槽から原子炉圧力容器の内部に冷却水を供給して崩壊熱を発生している核燃料を冷却水に浸漬することができ、これにより核燃料を冷却することができるとともに、原子炉停止直後の崩壊熱を効果的に除去することができる。また、水頭圧によって冷却水を供給するため、その液流によって原子炉圧力容器の内部において冷却水を流動させることができ、これによっても核燃料を効果的に冷却することができる。以上のことから、動力機器やこれを作動するための電源などを必要としないいわゆる完全にパッシブな崩壊熱除去装置とすることができる。
【００１３】
請求項２の発明によれば、請求項１の発明による効果と同様の効果に加えて、崩壊熱を大気中に放熱するループ式ヒートパイプが設けられており、そのループ式ヒートパイプは、給水用開閉弁が開いてから予め定められた時間が経過した後に、もしくは、上記の重力式冷却水注入水槽から原子炉圧力容器内に他の冷却水が供給されることにより原子炉圧力容器内における冷却水の温度が予め定められた他の温度以下になった場合に作動するように構成されている。すなわち、原子炉のいわゆる通常運転時においては、ループ式ヒートパイプは作動しないため、通常運転時における熱の損失を未然に防止することができる。これに対して、上述したようないわゆる非常時においては、原子炉停止直後の崩壊熱を重力式冷却水注入水槽から供給される他の冷却によってある程度取り除いた後に、ループ式ヒートパイプを自動的に作動させて、残りの崩壊熱を大気中に放熱することができる。言い換えれば、重力式冷却水注入水槽に貯留される他の冷却水の顕熱によって原子炉圧力容器の内部の冷却水をある程度冷却した後にループ式ヒートパイプを自動的に作動させることができ、これにより、持続的に原子炉圧力容器の内部の冷却水を冷却することができる。これに加えて、ループ式ヒートパイプを使用するため、通常のヒートパイプを使用する場合に比較して熱輸送量を増大することができる。その結果、崩壊熱を熱輸送するために使用するループ式ヒートパイプの数を少なくできると共に、それ自体の大きさを小さくすることができる。そのため、このような冷却装置に使用される材料コストや設置コストなどを抑えることができる。
【００１４】
請求項３の発明によれば、請求項１または２の発明による効果と同様の効果に加えて、上記のループ式ヒートパイプの蒸発部が原子炉圧力容器に熱伝達可能に接続され、凝縮部が原子炉圧力容器よりも上方かつ大気中に露出されている。また、ループ式ヒートパイプの液戻り管と、作動流体を貯留しているリザーバとが接続管によって連通されており、その接続管に主導弁が設けられている。その主導弁は、上記の給水用開閉弁が開いてから予め定められた時間が経過した後に、もしくは、上記の重力式冷却水注入水槽から原子炉圧力容器内に他の冷却水が供給されることにより原子炉圧力容器内における冷却水の温度が予め定められた他の温度以下になった場合に開となるように構成されている。すなわち、原子炉の通常運転時においては、ほぼ全ての作動流体がリザーバや凝縮部や液戻り管などに貯留されており、ループ式ヒートパイプは作動しない。そのため、通常運転時における熱の損失を未然に防止することができる。これに対して、上述したような非常時においては、原子炉停止直後の崩壊熱をある程度取り除いた後に、主導弁が自動的に開となってリザーバに貯留されていた作動流体が蒸発部に供給されてループ式ヒートパイプが作動する。その蒸発部は原子炉圧力容器に熱的に接続されているため、崩壊熱を作動流体の潜熱によって熱輸送して大気中に放熱することにより核燃料および冷却水を冷却することができる。
【００１５】
請求項４の発明によれば、請求項１ないし３のいずれかの発明による効果と同様の効果に加えて、蒸発部が原子炉圧力容器の内部で核燃料を支持しているシュラウドもしくは冷却水を流動させるジェットポンプと、原子炉圧力容器との間に配置された複数本のパイプと、それらのパイプの一端部を液戻り管に連通させる第一ヘッダーと、それらのパイプの他端部を蒸気管に連通させる第二ヘッダーとを備えており、各ヘッダーならびに各パイプで作動流体が崩壊熱により加熱されて蒸気化されるように構成されている。そのため、崩壊熱を効果的に除去して核燃料および冷却水を冷却することができる。
【００１６】
請求項５の発明によれば、請求項１ないし４のいずれかの発明による効果と同様の効果に加えて、給水配管が原子炉圧力容器の下部に連通されており、均一管が重力式冷却水注入水槽の上部と給水配管における給水用開閉弁よりも原子炉圧力容器側とを連通している。そのため、重力式冷却水注入水槽の内部圧力を、より具体的には空間部分の圧力を原子炉圧力容器の内部圧力と等しくすることができる。その結果、給水用開閉弁に作用する圧力を重力式冷却水注入水槽に貯留されている他の冷却水が生じる水頭圧のみにすることができる。そして、非常時においては、重力式冷却水注入水槽に貯留されている他の冷却水の水頭圧を利用して原子炉圧力容器の内部に他の冷却水を供給することができる。加えて、重力式冷却水注入水槽から他の冷却水を供給することに伴ってその内部圧力が低下することにより他の冷却水の供給が停止することを未然に防止することができる。加えて、重力式冷却水注入水槽をその外部に対して気密な構造とすることができ、したがって、放射性物質を封じ込めることができる。
【図面の簡単な説明】
【００１７】
【図１】この発明に係る崩壊熱除去装置を沸騰水型原子炉に適用した場合における構成の一例を模式的に示す図である。
【図２】図１に示すII−II’線に沿う断面図である。
【図３】蒸発部の構成の一例を立体的に示す図である。
【図４】この発明を適用できる原子炉の構成の一例を模式的に示す図である。
【発明を実施するための形態】
【００１８】
この発明に係る崩壊熱除去装置は、核燃料に連鎖的な核分裂反応を生じさせることにより蒸気を発生させ、その蒸気によりタービンを作動させて発電をおこなう原子炉に設けることができる。その原子炉は従来一般的に知られている沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）や加圧水型原子炉（ＰＷＲ）などであってよく、いずれの原子炉にも適用することができる。核燃料の連鎖的な核分裂反応は核燃料の放射性崩壊に伴って発生する中性子の数を制御棒によって吸収することにより制御されるが、制御棒によって連鎖的な核分裂反応を停止した後であっても核燃料は放射性崩壊して熱（以下、崩壊熱と記す。）を発生する。
【００１９】
この発明では、この崩壊熱を動力機器やこれを作動させるための電源を喪失した場合であっても除去することができるように構成されている。より具体的に説明すると、この発明に係る崩壊熱除去装置は、比較的高い温度の崩壊熱を除去する重力式冷却水注入水槽と、比較的低い温度の崩壊熱を除去するループ式ヒートパイプとを備えている。先ず、重力式冷却水注入水槽について説明すると、重力式冷却水注入水槽は原子炉圧力容器の内部に充填される冷却水とは別に、冷却水を貯留するタンクであって、重力式冷却水注入水槽は原子炉圧力容器の外部に設けられており、かつ、その底部が原子炉のいわゆる通常運転時において、原子炉圧力容器内に充填されている冷却水の液面よりも上方になるように設けられている。その重力式冷却水注入水槽は給水配管によって原子炉圧力容器に連通されている。給水配管には給水用開閉弁が設けられており、この給水用開閉弁は、例えば、原子炉がスクラムされかつ既設の主冷却装置やＥＣＣＳを作動させるための電源が故障したり、電源を喪失してこれらの装置が作動しない場合や、これらの装置が作動しないことにより原子炉圧力容器内の冷却水の温度が予め定められた温度以上になる場合などに、自動的に開くように構成することができる。したがって、給水用開閉弁を開くことにより重力式冷却水注入水槽に貯留されている他の冷却水を原子炉圧力容器の内部に供給できるようになっている。また、上記の水槽の内部圧力、具体的には水槽の上部の空間部分の圧力は均圧管によって原子炉圧力容器の内部圧力と等しくされている。なお、この発明では、原子炉の通常運転時とは、例えば、核燃料の連鎖的な核分裂反応や冷却水の温度を適宜制御して発電をおこなうことができる状態を言う。
【００２０】
したがって、この発明に係る原子炉の崩壊熱除去装置によれば、原子炉が安定的に停止されもしくはスクラムされかつその崩壊熱によって原子炉圧力容器の内部における冷却水の温度が予め定められた温度以上になると、給水用開閉弁が自動的に開となって重力式冷却水注入水槽に貯留されている他の冷却水をその水頭圧（すなわち、重力）によって原子炉圧力容器の内部に供給することができる。そしてこれにより、原子炉圧力容器内において、冷却水を流動させるとともに、崩壊熱を効果的に除去することができる。言い換えれば、重力式冷却水注入水槽に貯留されていた他の冷却水の顕熱によって原子炉圧力容器内の冷却水を冷却することができるため、核燃料を冷却することができる。更に言えば、この発明に係る原子炉の崩壊熱除去装置は、上述したように、動力機器やこれを作動するための電源などを必要としないいわゆるパッシブな装置であり、したがって、原子炉がスクラムされかつ、既設の主冷却装置やＥＣＣＳなどの冷却装置が作動しなかったり、これらを作動させるための電源を喪失した場合であっても崩壊熱を除去することができる。
【００２１】
これに加えて、この発明に係る崩壊熱除去装置は、崩壊熱を大気中に放熱するループ式ヒートパイプを備えており、そのループ式ヒートパイプは給水用開閉弁が開いてから予め定められた時間が経過した後に、もしくは、上述したように、重力式冷却水注入水槽から原子炉圧力容器の内部に他の冷却水が供給されることによりその顕熱によって原子炉圧力容器の内部における冷却水の温度が予め定められた他の温度以下になった場合に作動するように構成されている。したがって、原子炉停止直後の崩壊熱を重力式冷却水注入水槽から供給される他の冷却水の顕熱によってある程度取り除いた後に、ループ式ヒートパイプが自動的に作動して残りの崩壊熱を大気中に放熱するように構成されている。以上のことから、この発明に係る原子炉の崩壊熱除去装置によれば、動力機器や電源などを必要としないで必要十分にかつ持続的に崩壊熱を除去することができる。
【００２２】
図４に、この発明を適用できる原子炉の構成の一例を模式的に示してある。ここに示す原子炉は一例として沸騰水型原子炉１であり、中性子を吸収して核分裂し、核分裂に伴って２〜３個の中性子を放出する核燃料２の集合体（すなわち、炉心）が円筒形状のシュラウド３に支持されて原子炉圧力容器４の内部に収容されている。各核燃料２はシュラウド３の内部で核燃料２の下部を支持する炉心支持板（図示せず）と、核燃料２の上部を支持する上部格子板５とによって支持されている。炉心における各核燃料２の間に出し入れ可能に制御棒６が設けられている。その制御棒６は中性子を吸収することにより炉心における中性子数を調整することができるように構成されており、したがって、その制御棒６を炉心に出し入れすることにより炉心の中性子数を調整して連鎖的な核分裂反応を制御することができるように構成されている。
【００２３】
炉心は冷却水に浸漬されており、その冷却水には従来一般的に水が使用される。その水は上記の核分裂反応に伴う熱によって沸騰され、水と蒸気との混合流体となる。その混合流体は、炉心の上方に設けられた気水分離器７に導入され、その気水分離器７を通過することにより蒸気と水とに分離される。そして分離された蒸気は蒸気乾燥器８に導入されて更に液滴が除去され、その後に後述する蒸気タービン９に供給されるようになっている。気水分離器７および蒸気乾燥器８で分離された液滴は炉心に戻されるようになっている。
【００２４】
上部格子板５の上方には給水スパージャ１０が設けられている。給水スパージャ１０はＥＣＣＳを構成する複数の冷却装置の一部であって、冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）時などに作動して炉心に冷却水を供給するように構成されている。シュラウド３と原子炉圧力容器４の内壁面との間にジェットポンプ１１が設けられている。このジェットポンプ１１には再循環ポンプ１２から送液される低温の冷却水がライザー管（図示せず）を介して供給されており、その低温の冷却水を高圧で噴出することにより原子炉圧力容器４の内部に充填される冷却水を流動させるとともに、炉心に冷却水を供給するように構成されている。
【００２５】
再循環ポンプ１２は原子炉圧力容器４内の冷却水をジェットポンプ１１に供給し、ジェットポンプ１１を介して炉心に強制的に冷却水を供給することにより炉心で発生した熱を除去するとともに、炉心に対するの冷却水の供給量を変化させて原子炉の熱出力を制御するように構成されている。そして、上記の原子炉圧力容器４および再循環ポンプ１２などが原子炉格納容器１３に閉じ込められている。したがって、ジェットポンプ１１や再循環ポンプなどが原子炉の通常運転時において炉心を冷却するいわゆる主冷却装置として機能するように構成されている。
【００２６】
原子炉格納容器１３の上部にはその内部圧力が上昇した場合に、その圧力を外部に放出するためのベント１４が設けられている。原子炉圧力容器４の下方には、圧力抑制プール１５が設けられている。その圧力抑制プール１５は原子炉圧力容器４の内部圧力が上昇することにより原子炉圧力容器４から放出された蒸気を凝縮したり、原子炉圧力容器４に対してその補充用の冷却水を貯留したり、原子炉がスクラムされてＥＣＣＳが作動する場合において冷却水の水源として機能するように構成されている。
【００２７】
そして、原子炉がスクラムされてＥＣＣＳが作動する場合においては、圧力抑制プール１５の内部に貯留されている冷却水が格納容器用ポンプ１６を介して原子炉格納容器１３の内部に供給され、また、高圧炉心用ポンプ１７や低圧炉心用ポンプ１８などを介して原子炉圧力容器４の内部に供給されるように構成されている。上述した原子炉格納容器１３および圧力抑制プール１５などが原子炉建屋１９に閉じ込められている。すなわち、格納容器用ポンプ１６や高圧炉心用ポンプ１７や低圧炉心用ポンプ１８などもＥＣＣＳとして機能するように構成されている。
【００２８】
上述した蒸気タービン９はタービン建屋２０に設けられており、その蒸気タービン９はタービンブレード９ａと、これを回転自在に支持する軸部９ｂとを備えている。そのタービンブレード９ａに原子炉圧力容器４から供給された高温高圧の蒸気が当たると、その蒸気エネルギによってタービンブレード９ａの軸部９ｂが回転させられるようになっている。すなわち、蒸気タービン９は蒸気エネルギを回転力に変換するように構成されている。上述した軸部９ｂは動力伝達軸２１を介して発電機２２に接続されている。発電機２２は回転力を電力に変換するものであり、その発電機２２で発生させた電力が変圧器（図示せず）によって予め定められた電圧に変換されて送電されるようになっている。
【００２９】
タービンブレード９ａを回転させた蒸気は復水器２３に供給されるようになっている。復水器２３は、ここに示す例では、蒸気タービン９の下方に設けられており、複数の冷却管２４を備えている。一例として、この発明に係る原子炉が海辺に建設されている場合には、各冷却管２４の内部には、循環水ポンプ２５を使用して取り込まれた海水が供給されるようになっている。したがって、タービンブレード９ａを回転させた蒸気は各冷却管２４を介して海水と熱交換されるようになっている。そして熱交換により冷却されて凝縮した冷却水は給水ポンプ２６によって再び原子炉圧力容器４の内部に供給されるようになっている。
【００３０】
図１に、この発明に係る崩壊熱除去装置を上記の沸騰水型原子炉に適用した場合における構成の一例を模式的に示してある。原子炉建屋１９の外部に、すなわち大気中に露出させられて重力式冷却水注入水槽２７が設けられている。この重力式冷却水注入水槽２７は、上述したように、気密に形成されたタンクであって、その内部に予め定められた量の冷却水が貯留されている。その量は原子炉停止後の比較的高い崩壊熱を予め想定している温度まで低下させることができる量であり、したがって、その量は実験やシミュレーションなどによって予め求めることができる。これに加えて、重力式冷却水注入水槽２７の底部が上述した原子炉の通常運転時における原子炉圧力容器４内の冷却水の液面高さよりも上方に配置されている。重力式冷却水注入水槽２７は給水配管２８を介して原子炉圧力容器４に連通されている。より具体的に説明すると、給水配管２８の一方の端部が重力式冷却水注入水槽２７の底部に接続されており、他方の端部が原子炉圧力容器４を貫通して炉心の下部に接続されている。図１に示す例では、この他方の端部は例えばヘッダーを介して複数のパイプに分岐されて構成されており、その複数のパイプが原子炉圧力容器４の内部にほぼ垂直に配置されており、したがって、その他方の端部と核燃料２とが平行になっている。この他方の端部から供給された冷却水は、図１に示す例では、原子炉圧力容器４の内部において下方から上方に向けて供給されるようになっている。
【００３１】
給水配管２８の途中に給水用開閉弁２９が設けられている。給水用開閉弁２９は一例として通電されて閉となり、通電を遮断することにより開となるように構成されたいわゆるノーマルオープンタイプの電磁制御式の開閉弁によって構成することができる。その給水用開閉弁２９は、例えば電源が故障したり、喪失した場合に開となるように構成してもよく、あるいは、原子炉圧力容器４内の冷却水の温度が予め定めた温度以上になった場合にその通電が遮断されて開となるように構成してもよい。
【００３２】
重力式冷却水注入水槽２７における上部の空間部分と、給水配管２８における給水用開閉弁２９よりも原子炉圧力容器４側とが均圧管３０によって接続されている。この均圧管３０には給水配管２８を介して原子炉圧力容器４の内部圧力が供給されるようになっており、そのため、均圧管３０を介して連通される重力式冷却水注入水槽２７の空間部分の圧力と、原子炉圧力容器４の内部圧力とがほぼ等しくされている。その結果、給水用開閉弁２９には重力式冷却水注入水槽２７に貯留されている冷却水の水頭圧のみが作用することになるため、上述した液面から重力式冷却水注入水槽２７の底部までの高さや給水配管２８の内径などを適宜に設定することにより、重力式冷却水注入水槽２７から原子炉圧力容器４の内部に供給される冷却水の流速や流量を適宜に設定することができる。
【００３３】
また、原子炉がスクラムされかつＥＣＣＳが作動しないことにより原子炉圧力容器４内の冷却水の温度が予め定められた温度以上になった場合において、崩壊熱を大気中に放熱するように構成されたループ式ヒートパイプ３１が設けられている。そのループ式ヒートパイプ３１は基本的には、水やアルコールなどの目的とする温度範囲で蒸発および凝縮する流体を作動流体として使用し、その作動流体が外部から熱を受けて蒸発し、その蒸気が圧力の低い箇所に向けて流れた後に放熱して凝縮することにより熱を輸送するように構成されている。その作動流体が蒸発する部分が蒸発部３２とされ、作動流体蒸気が放熱して凝縮する箇所が凝縮部３３とされており、ループ式ヒートパイプ３１は蒸発部３２において蒸気化された作動流体を凝縮部３３に向けて流動させる蒸気管３４と、放熱して凝縮した作動流体を蒸発部３２に向けて還流させる液戻り管３５とがループ状に接続されて構成されている。
【００３４】
また、図１に示す例では、ループ式ヒートパイプ３１の蒸発部３２が原子炉圧力容器４に熱伝達可能に設けられている。その蒸発部３２は複数の蒸発パイプ３２ａと、それらのパイプ３２ａの一端部を蒸気管３４に連通する第一ヘッダー３２ｂと、他端部を液戻り管３５に連通する第二ヘッダー３２ｃとを備えている。図２に、図１に示すII−II’線に沿う断面図を示してある。図２に示すように、上記の複数のパイプ３２ａは、一例として、ジェットポンプ１１と原子炉格納容器１３の内壁面との間に、互いに平行かつ垂直もしくはほぼ垂直に配置されるとともに、シュラウド３を囲うように円形状に配置させることができる。第一ヘッダー３２ｂは第二ヘッダー３２ｃよりも上方に配置されて各パイプ３２ａの一端部を連通しており、これとは反対に、第二ヘッダー３２ｃは第一ヘッダー３２ｂよりも下方に配置されて各パイプ３２ａの他端部を連通している。
【００３５】
また、図３に、上述した蒸発部３２の構成の一例を立体的に示してある。上述したように、蒸気パイプ３２ａをシュラウド３を囲うように円形状に配置させた場合には、図３に示すように、各ヘッダー３２ｂ，３２ｃを円形状に形成し、蒸気パイプ３２ａの一端部を第一ヘッダー３２ｂによって連通し、他端部を第二ヘッダー３２ｃによって連通する。
【００３６】
図１および図３に示したように、凝縮部３３は蒸発部３２よりも上方であってかつ原子炉建屋１９の外部に設けられている。その凝縮部３３は複数の凝縮パイプ３３ａと、それらのパイプ３３ａの一端部を蒸気管３４に連通する第三ヘッダー３３ｂと、他端部を液戻り管３５に連通する第四ヘッダー３３ｃとを備えている。各パイプ３３ａは互いに平行かつ垂直もしくはほぼ垂直に配置されており、また各パイプ３３ａには放熱効率を向上させるための複数のフィン３３ｄがそれぞれ設けられている。第三ヘッダー３３ｂは第四ヘッダー３３ｃよりも上方に配置されて各パイプ３３ａの一端部を連通しており、これとは反対に、第四ヘッダー３３ｃは第三ヘッダー３３ｂよりも下方に配置されて各パイプ３３ａの他端部を連通している。したがって、この凝縮部はいわゆる空冷式の凝縮部と言うことができる。
【００３７】
第四ヘッダー３３ｃよりも上方にリザーバ３６が設けられている。そのリザーバ３６は気密に形成された中空の容器であって、その内部に予め定められた量の作動流体が貯留されている。そして、リザーバ３６と第四ヘッダー３３ｃとが接続管３７を介して連通されており、したがって、リザーバ３６に貯留される作動流体が接続管３７を介して第四ヘッダー３３ｃに供給されるように構成されている。液戻り管３５の途中には主導弁３８が設けられている。その主導弁３８は上述した給水用開閉弁２９が開となってから予め定められた時間が経過した後に開となるように構成されており、一例として、その主導弁３８は、特には図示しないが、上記の給水用開閉弁２９が開となってから作動するタイマーと、そのタイマーに連動し、予め定められた時間が経過した後に開操作される開閉弁とを組み合わせた構成とすることができる。したがって、この発明に係る崩壊熱除去装置は、上述したように構成される重力式冷却水注入水槽２７とループ式ヒートパイプ３１とを備えてた構成とすることができる。
【００３８】
次に、上記のように構成した崩壊熱除去装置の作用について説明する。例えば、原子炉がスクラムされかつＥＣＣＳが作動しないことにより冷却水の温度が予め定められた温度よりも上昇する場合に、給水用開閉弁２９に対する通電が遮断されることにより、給水用開閉弁２９が開となる。重力式冷却水注入水槽２７の内部圧力は、上述したように、均圧管３０によって原子炉圧力容器４の内部圧力と等しくされているため、給水用開閉弁２９が開となると、その内部に貯留されている冷却水はその水頭圧によって、言い換えれば、位置エネルギによって原子炉圧力容器４の内部に供給される。そしてこれにより、冷却水の供給時の液流によって原子炉圧力容器４内で冷却水を流動させ、崩壊熱を発生させている核燃料２から効果的に熱を奪って核燃料２を冷却することができる。また、顕熱によって原子炉圧力容器４の内部の冷却水を冷却するので、これによっても核燃料２を冷却することができる。
【００３９】
そして、給水用開閉弁２９が開となってから予め定められた時間が経過すると、主導弁３８が開となってリザーバ３６に貯留されている作動流体が第四ヘッダー３３ｃおよび液戻り管３５を介して蒸発部３２に供給される。蒸発部３２では、各蒸気パイプ３２ａや第二ヘッダー３２ｃにおいて崩壊熱が熱伝達されることにより作動流体が蒸気化され、その蒸気化した作動流体が第一ヘッダー３２ｂに集められて蒸気管３４に供給される。その集められた作動流体蒸気は蒸気管３４を流動して凝縮部３３に向けて供給される。蒸気管３４を流動してきた作動流体蒸気は第三ヘッダー３３ｂを介して凝縮部３３の各凝縮パイプ３３ａに供給される。各凝縮パイプ３３ａにおいて、作動流体蒸気が輸送した熱はフィン３３ｄを介して大気中に放熱され、その結果、作動流体蒸気が凝縮する。凝縮した作動流体は重力によって各凝縮パイプ３３ａの下方に移動し、その後に第四ヘッダー３３ｃによって集められて液戻り管３５に供給され、その液戻り管３５を介して蒸発部３２に還流される。このような作動流体の循環を継続することにより、次第に原子炉圧力容器４の内部の崩壊熱が大気中に放熱されることにより核燃料２が冷却される。
【００４０】
したがって、上述したように構成することによりこの発明に係る崩壊熱除去装置は、原子炉がスクラムされかつ電源を喪失したことによりＥＣＣＳが作動せず、原子炉圧力容器４内の冷却水の温度が予め定められた温度以上になる場合などに、電源を使用せずに自動的に作動し、しかも持続的かつ安定的に崩壊熱を除去することができる。すなわち、いわゆる完全パッシブな装置とすることができる。
【符号の説明】
【００４１】
２…核燃料、  ４…原子炉圧力容器、  ６…制御棒、  ２７…重力式冷却水注入水槽、  ２８…給水配管、  ２９…給水用開閉弁、  ３０…均圧管。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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