(57)【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の下方に設けた下部ドライウェル空間と，前記原子炉圧力容器の周囲の空間かつ前記下部ドライウェル空間以外の空間であって前記下部ドライウェル空間と連通している上部ドライウェル空間と，前記下部ドライウェル空間と前記上部ドライウェル空間から構成されるドライウェル空間と，前記ドライウェル空間と気密壁で区分けされた圧力抑制室空間と，前記圧力抑制室空間内に水張りした圧力抑制プールと，前記上部ドライウェル空間と前記圧力抑制プールとを接続するベント管と，非凝縮性ガスを前記圧力抑制室空間内から前記ドライウェル空間に貫流するための真空破壊弁と、前記炉心の溶融物である溶融コリウムを冷却するために、前記下部ドライウェル空間に冷却材を注水して形成する冷却プールとを内包する原子炉格納容器を備えた燃料／冷却材相互作用の緩和システムにおいて、
前記圧力抑制室空間内の気相部と前記下部ドライウェル空間を接続する非凝縮性ガス供給ラインと、
前記非凝縮性ガス供給ライン上に設けられ、前記圧力抑制室空間内の気相部から前記下部ドライウェル空間に窒素を供給するためのエアコンプレッサと、
前記非凝縮性ガス供給ラインの下部ドライウェル空間側開口部より上方かつ前記原子炉圧力容器より下方に設置した多孔板とを備えた
ことを特徴とする燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム。
【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下方の下部原子炉格納容器空間と，前記原子炉圧力容器の周囲の空間かつ前記下部原子炉格納容器空間以外の空間であって前記下部原子炉格納容器空間と連通している上部原子炉格納容器空間と，前記下部原子炉格納容器空間と前記上部原子炉格納容器空間から構成される原子炉格納容器空間と，前記炉心の溶融物である溶融コリウムを冷却するために、前記下部原子炉格納容器空間に冷却材を注水して形成する冷却プールとを内包する原子炉格納容器を備えた燃料／冷却材相互作用の緩和システムにおいて、
前記上部原子炉格納容器空間と前記下部原子炉格納容器空間を接続する非凝縮性ガス供給ラインと、
前記非凝縮性ガス供給ライン上に設けられ、前記上部原子炉格納容器空間から前記下部原子炉格納容器空間に窒素を供給するためのエアコンプレッサと、
前記非凝縮性ガス供給ラインの下部原子炉格納容器空間側開口部より上方かつ前記原子炉圧力容器より下方に設置した多孔板とを備えた、
ことを特徴とする燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム。
【請求項３】
請求項１または２に記載の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システムにおいて、
前記非凝縮性ガス供給ラインの一部と前記エアコンプレッサとが前記原子炉格納容器の外部に配置される
ことを特徴とする燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム。
【請求項４】
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の下方設けた下部ドライウェル空間と，前記原子炉圧力容器の周囲の空間かつ前記下部ドライウェル空間以外の空間であって前記下部ドライウェル空間と連通している上部ドライウェル空間と，前記下部ドライウェル空間と前記上部ドライウェル空間から構成されるドライウェル空間と，前記ドライウェル空間と気密壁で区分けされた圧力抑制室空間と，前記圧力抑制室空間内に水張りした圧力抑制プールと，前記上部ドライウェル空間と前記圧力抑制プールとを接続するベント管と，非凝縮性ガスを前記圧力抑制室空間内から前記ドライウェル空間に貫流するための真空破壊弁と、前記炉心の溶融物である溶融コリウムを冷却するために、前記下部ドライウェル空間に冷却材を注水して形成する冷却プールとを内包する原子炉格納容器を備えた燃料／冷却材相互作用の緩和システムにおいて、
前記原子炉圧力容器で発生した蒸気により駆動する蒸気タービンと、
前記蒸気タービンを駆動した後の蒸気を凝縮するための復水器と、
前記原子炉圧力容器と前記蒸気タービンと前記復水器とを接続する主蒸気ラインと、
前記主蒸気ライン上であって、前記原子炉圧力容器と前記蒸気タービンとの間に設ける主蒸気隔離弁と、
前記復水器で冷却された冷却材を再加熱するための複数台の給水加熱器と、
再加熱された冷却材を前記原子炉圧力容器に注水するための給水ポンプと、
再加熱された冷却材の前記原子炉圧力容器への注水を止めるための給水止め弁と、
前記復水器と前記給水加熱器と前記給水ポンプと前記給水止め弁と前記原子炉圧力容器とを接続する給水ラインと、
前記給水ライン上の前記給水ポンプと前記給水止め弁との間の部位に一端を接続し、他端を前記下部ドライウェル空間に開口する高温水ラインと、
前記高温水ライン上に設け、前記下部ドライウェルへの注水を止めるための高温水止め弁と、
前記原子炉圧力容器内の水位を検出する第１検出手段と、前記ドライウェル空間の圧力を検出する第２検出手段と、前記復水器内の圧力を検出する第３検出手段と、前記主蒸気隔離弁の開度を検出する第４検出手段と、
前記第１検出手段乃至４検出手段が検出した検出結果を読み込み、これらの検出結果に応じて、前記給水止め弁の閉要求信号発生を判定する論理手段を有する制御装置を備えた、
ことを特徴とする燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム。
【請求項５】
請求項４に記載の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システムにおいて、
前記高温水ラインの冷却材よりも低温の冷却材を蓄える低温水水源と、
前記高温水ライン上の前記高温水止め弁より下流側の部位に一端を接続し、他端を前記低温水水源に接続する低温水ラインと、
前記低温水ラインへの注水量を制御する低温水止め弁と、
前記低温水水源から前記低温水ラインへ冷却材を供給する低温水ポンプとを備えた、
ことを特徴とする燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム。
【請求項６】
請求項１乃至３のいずれか１項に記載の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システムにおいて、
前記原子炉圧力容器内の水位を検出する第１検出手段と、前記原子炉圧力容器内の温度を検出する第５検出手段と、
前記第１検出手段が検出した検出結果と前記第５検出手段が検出した検出結果とを読み込み、これらの検出結果に応じて、前記エアコンプレッサの起動信号発生を判定する論理手段を有する制御装置を備えた、
ことを特徴とする燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム。
【請求項７】
請求項４に記載の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システムにおいて、
前記原子炉圧力容器内の水位を検出する第１検出手段と、前記原子炉圧力容器内の温度を検出する第５検出手段と、
前記第１検出手段が検出した検出結果と前記第５検出手段が検出した検出結果とを読み込み、これらの検出結果に応じて、前記給水ポンプの起動信号発生及び前記高温水止め弁の開要求信号発生を判定する論理手段を有する制御装置を備えた、
ことを特徴とする燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム。
【請求項８】
請求項５に記載の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システムにおいて、
前記原子炉圧力容器内の水位を検出する第１検出手段と、前記原子炉圧力容器内の温度を検出する第５検出手段と、
前記第１検出手段が検出した検出結果と前記第５検出手段が検出した検出結果とを読み込み、これらの検出結果に応じて、前記給水ポンプの起動信号発生及び前記高温水止め弁の開要求信号発生及び前記低温水ポンプの起動信号発生及び前記低温水止め弁の開要求信号発生を判定する論理手段を有する制御装置を備えた、
ことを特徴とする燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム。
【請求項９】
請求項１乃至８のいずれか１項に記載の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システムを備えた
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、燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントに関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子炉もしくは加圧水型原子炉に代表される水冷却式原子炉では、原子炉圧力容器内への給水停止による冷却材の供給喪失、もしくは原子炉圧力容器に接続される配管破断による原子炉圧力容器からの冷却材流出が発生すると、スクラム信号が発生して原子炉に制御棒が挿入され、原子炉は未臨界となる。また、制御棒挿入と併行して、原子炉水位低信号等により非常用炉心冷却系が自動起動し、原子炉圧力容器に冷却材を注入することで、炉心冷却を継続し、炉心溶融事故を防止することができる。
【０００３】
しかし、極めて小さい可能性ではあるものの、非常用炉心冷却系の自動起動に失敗し、燃料から発生する崩壊熱によって圧力容器内の冷却材が蒸発することで、原子炉水位が低下し、炉心が水面に露出して燃料冷却が不十分となる虞がある。万一このような状況となっても、水冷却式原子炉では、代替の原子炉圧力減圧系を用いて原子炉を手動減圧した後、種々の代替注水系を手動起動することにより、燃料冷却を継続させ、燃料破損を防止することができる。以上の理由により、水冷却式軽水炉では、燃料が冷却不全に陥る可能性は極めて小さい。
【０００４】
しかし、極めて低い確率ではあるものの、非常用炉心冷却系と手動減圧／注水の両方に失敗し、不十分な燃料冷却状態が継続する可能性は残る。燃料冷却不全状態が継続すると、燃料温度が増加し、燃料が溶融する。溶融燃料は炉内構造物を巻き込みながら原子炉圧力容器下部に落下し、溶融混合物（コリウム）を生成する。溶融混合物（コリウム）が原子炉圧力容器下部構造物を加熱することで原子炉圧力容器下部構造物が溶融破損し、コリウムは格納容器床上に落下する。
【０００５】
格納容器床面は鉄筋コンクリートから構成されているため、溶融コリウムが冷却されることなくコンクリート上に留まると、高温（約２５００Ｋ）の溶融コリウムによって、融点が約１５００Ｋであるコンクリートが溶融してコリウム中に取り込まれると共に、コンクリートに含まれる二酸化炭素や水がガス（二酸化炭素と蒸気）として格納容器中に放出される。
【０００６】
これらのガスは溶融コリウム中を浮力によって上昇する間にコリウムに含まれるジルコニウムによって還元され、ガスの一部が一酸化炭素及び水素となる。このように、二酸化炭素、一酸化炭素、及び水素といった非凝縮性ガスが発生することにより、格納容器内の圧力が増加する虞がある。
【０００７】
また、溶融コリウムによって加熱されて高温化した格納容器内ガスの輻射熱や、溶融コリウム自身からの輻射熱によって格納容器壁が加熱され、格納容器の強度が低下する虞がある。
【０００８】
格納容器内圧力の増加や格納容器強度の低下を抑制するための方策の一つとして、溶融コリウムが原子炉格納容器に落下する前に原子炉格納容器に水張りを行う事前水張り対策が考えられる。事前水張り対策を行うシナリオはウェットシナリオと呼ばれる。ウェットシナリオを採用する事で、コンクリート床面に接触する前に溶融コリウムを冷却することができるため、格納容器内圧力の増加や格納容器強度の低下を抑制することができる。ウェットシナリオに用いられるものであって、安全性が高く冷却性能に優れた炉心溶融物保持装置がある（例えば、特許文献１参照）。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００９】
【特許文献１】特開２０１４−６２６５９号公報
【非特許文献１】バルラジ・シーガル(Bal Raj Sehgal)著, 「ニュクリアセイフティ  イン  ライトウォーターリアクターズ(Nuclear Safety in Light Water Reactors)」,  アカデミックプレス(Academic Press), ２０１２年１月、ｐ．２６３
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１０】
上述した炉心溶融物保持装置を用いて事前水張りを行う事で、コンクリート床面に接触する前に溶融コリウムを冷却することができる。このことにより、コンクリートの溶融侵食も非凝縮性ガス発生も起こらず、また、溶融コリウムを冷却することで輻射熱も抑制できるため、格納容器内圧力の増加や格納容器強度の低下を抑制することができる。
【００１１】
しかしながら、溶融コリウム冷却時には、事前水張りした冷却材プールから発生する蒸気によって短時間に格納容器が加圧される。特に、瞬間的な加圧によっては、格納容器の健全性が低下する虞がある。このような現象は燃料／冷却材相互作用（Fuel Coolant Interaction、以下ＦＣＩともいう）と呼ばれる。
【００１２】
溶融コリウムが事前水張りした冷却材プール中に落下すると、溶融コリウムが冷却材プール中で粒子化して溶融コリウムの表面積が増加するため、溶融コリウムから冷却材への伝熱量が増加し、粒子化しない場合に比べると蒸気発生量が増加する。しかし、溶融コリウムが冷却材中に落下すると、まず溶融コリウム周囲の冷却材が、溶融コリウムからの伝熱によって局所的に蒸気の膜となって溶融コリウムの周囲を覆う。
【００１３】
蒸気膜に覆われた状態の溶融コリウムが蒸気膜の外側にある冷却材を加熱して沸騰させるには、蒸気膜を介してエネルギーを伝達する必要があるが、一般に蒸気膜の熱伝達率が小さいことから、蒸気膜で覆われた溶融コリウムが蒸気膜の外部の冷却材を短時間で沸騰させることはできない。このため、蒸気発生による原子炉格納容器の瞬間的な加圧量は緩和される。
【００１４】
一方、蒸気膜が安定して存在できない場合や蒸気膜が破れた箇所では、溶融コリウムと冷却材とが直接接触するため、蒸気膜を介する状態に比べると蒸気発生量が増加する。
【００１５】
ウェットシナリオを採用する場合、以上のような現象を全て考慮した上で、瞬間的に発生する蒸気が引き起こす水中における衝撃波で原子炉格納容器が破損しないように原子炉格納容器を設計する必要がある。瞬間的に発生する蒸気の量は、溶融コリウムと冷却材の直接接触面積を低減させることで抑制できる。
【００１６】
非特許文献１には、事前水張りした冷却材プールの水温が飽和温度である場合、蒸気膜が溶融コリウム周囲に安定して形成されることにより溶融燃料と冷却材の直接接触面積が低減することが記載されている。また、事前水張りした冷却材プール中に蒸気泡や非凝縮性ガスの気泡を混入させることで、混入気泡が溶融コリウムと冷却材の直接接触を妨げるため、瞬間的な水蒸気発生量を抑制できることも記載されている。
【００１７】
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、溶融コリウムと冷却材の直接接触面積を低減して瞬間的な水蒸気発生量を抑制することで、ＦＣＩが原子炉格納容器に与える影響を緩和できる原子炉格納容器冷却設備を提供することである。
【課題を解決するための手段】
【００１８】
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の下方に設けた下部ドライウェル空間と，前記原子炉圧力容器の周囲の空間かつ前記下部ドライウェル空間以外の空間であって前記下部ドライウェル空間と連通している上部ドライウェル空間と，前記下部ドライウェル空間と前記上部ドライウェル空間から構成されるドライウェル空間と，前記ドライウェル空間と気密壁で区分けされた圧力抑制室空間と，前記圧力抑制室空間内に水張りした圧力抑制プールと，前記上部ドライウェル空間と前記圧力抑制プールとを接続するベント管と，非凝縮性ガスを前記圧力抑制室から前記ドライウェル空間に貫流するための真空破壊弁と、前記炉心の溶融物である溶融コリウムを冷却するために、前記下部ドライウェル空間に冷却材を注水して形成する冷却プールとを内包する原子炉格納容器とを備えた燃料／冷却材相互作用の緩和システムにおいて、前記圧力抑制室空間内の気相部と前記下部ドライウェル空間を接続する非凝縮性ガス供給ラインと、前記非凝縮性ガス供給ライン上に設けられ、前記圧力抑制室空間内の気相部から前記下部ドライウェル空間に窒素を供給するためのエアコンプレッサと、前記非凝縮性ガス供給ラインの下部ドライウェル空間側開口部より上方かつ前記原子炉圧力容器より下方に設置した多孔板とを備えたことを特徴とする。
【発明の効果】
【００１９】
本発明によれば、コンクリート床面に接触する前に溶融コリウムを冷却できるウェットシナリオを採用しつつ、溶融コリウムと冷却材の直接接触面積を低減して瞬間的な水蒸気発生量を抑制する機能を提供するので、燃料／冷却材相互作用（ＦＣＩ）が原子炉格納容器に与える影響を緩和することができる。これにより、原子炉格納容器内でＦＣＩによって瞬間的に発生する蒸気量を抑制することができ、格納容器設計余裕が増加する。この結果、より安全性の高い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】
【００２０】
【図１】本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第１の実施の形態の構成の一例を示すシステム系統図である。
【図２】本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第１の実施の形態の構成の他の例を示すシステム系統図である。
【図３】本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第２の実施の形態の構成の一例を示すシステム系統図である。
【図４】本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第２の実施の形態の構成の他の例を示すシステム系統図である。
【図５】本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第３の実施の形態の構成の一例を示すシステム系統図である。
【図６】本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第４の実施の形態の構成の一例を示すシステム系統図である。
【図７】本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第５の実施の形態の構成の一例を示すシステム系統図である。
【図８】本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第５の実施の形態を構成する給水ライン止め弁制御装置を示す制御ブロック図である。
【図９】本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第５の実施の形態を構成する窒素注入弁制御装置を示す制御ブロック図である。
【図１０】本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第５の実施の形態を構成する温水注水制御装置を示す制御ブロック図である。
【図１１】本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第５の実施の形態の構成の他の例を示すシステム系統図である。
【図１２】本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第５の実施の形態を構成する高温水注水制御装置を示す制御ブロック図である。
【発明を実施するための形態】
【００２１】
以下、本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた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】
【００２２】
図１は本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第１の実施の形態の構成の一例を示すシステム系統図である。
【００２３】
本実施の形態における燃料／冷却材相互作用の影響緩和システムは沸騰水型原子力発電プラントに適用される。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と蒸気タービン５１と燃料／冷却材相互作用の影響緩和システムとを備えている。
【００２４】
複数の燃料集合体（図示せず）が装荷された炉心８が原子炉圧力容器７内に配置される。原子炉圧力容器７には、主蒸気ライン５２や給水ライン２３が接続されている。
【００２５】
原子炉格納容器１０の中央部には、ペデスタル（原子炉本体基礎）１６が配置されている。ペデスタル１６は、原子炉圧力容器７の外側に設けられた原子炉圧力容器支持スカートを介して原子炉圧力容器７を支持している。
【００２６】
原子炉格納容器１０は、気密壁であるダイヤフラムフロア１５とペデスタル１６により上部ドライウェル１１、下部ドライウェル１２、及び冷却材を充填した圧力抑制プール１４と圧力抑制室空間部１３から構成される圧力抑制室に区分けされている。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。
【００２７】
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、円環状の圧力抑制室に取り囲まれ、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。
【００２８】
ペデスタル１６の壁内には、垂直ベント管１７が設置されている。垂直ベント管１７は、その一端が上部ドライウェル１１に開放され、そ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には一端が下部ドライウェル１２に開放した連通管１９の他端が接続されている。下部ドライウェル１２と上部ドライウェル１１とは、連通管１９によって空間的に接続されている。また、ペデスタル１６の上方には、圧力抑制室空間部１３で生じた非凝縮性ガスを下部ドライウェル１２に貫流させるための格納容器真空破壊装置２２が設置されている。
【００２９】
炉心８で発生した蒸気は、原子炉圧力容器７に接続された主蒸気ライン５２を介して蒸気タービン５１に導かれ、蒸気タービン５１を駆動する。蒸気タービン５１を駆動した後の蒸気は主復水器２８で凝縮され冷却水に戻る。冷却水は復水ポンプ２７により主復水器２８から第１給水加熱器２６Ａに導かれ加熱される。第１給水加熱器２６Ａで加熱された冷却水は給水ポンプ２５で加圧されて第２給水加熱器２６Ｂで加熱された後、給水ライン２３を介して原子炉圧力容器７に戻される。
【００３０】
給水ポンプ２５の出口と第２給水加熱器２６Ｂの入口を接続する配管には、給水ライン止め弁２４が設置されている。また、主蒸気ライン５２上には、万一の事故時に備えて、放射性物質を原子炉格納容器１０内に閉じ込めるための主蒸気隔離弁５３が設置されている。主蒸気隔離弁５３は原子炉格納容器１０の内部及び外部の２カ所に設置される。原子炉を停止する際に主復水器２８の真空を破壊する目的から、主復水器２８には復水器真空破壊装置２９が設置されている。
【００３１】
燃料／冷却材相互作用の影響緩和システムは、圧力抑制室空間部１３と下部ドライウェル１２とを原子炉格納容器１０の外部を経由して接続する非凝縮性ガス供給ライン１と、原子炉格納容器１０の外側の非凝縮性ガス供給ライン１上に設けられ、窒素を圧力抑制室空間部１３から下部ドライウェル１２に導くためのエアコンプレッサ２と、圧力抑制室空間部１３から原子炉格納容器１０の外部に貫出した非凝縮性ガス供給ライン１上であって、原子炉格納容器１０の内部側と外部側にそれぞれ設けた非凝縮性ガス供給ライン上流側隔離弁４と、原子炉格納容器１０の外部から下部ドライウェル１２に貫入した非凝縮性ガス供給ライン１上であって、原子炉格納容器１０の内部側と外部側にそれぞれ設けた非凝縮性ガス供給ライン下流側隔離弁５と、非凝縮性ガス供給ライン１の下部ドライウェル１２側の開口部である非凝縮性ガス供給ライン下流側開口部５４の上部に設置した多孔板３とを備えている。
【００３２】
非凝縮性ガス供給ライン上流側隔離弁４は常時開とし、非凝縮性ガス供給ライン１からの放射性物質のリーク等の異常事態を検出した場合に限り緊急閉するように設計する。非凝縮性ガス供給ライン下流側隔離弁５は、窒素注入方向への流れを阻害せず、かつ原子炉格納容器１０から外部への放射性物質の放出を防止できるように逆止弁で構成している。また、非凝縮性ガス供給ライン下流側開口部５４は下部ドライウェル１２の床面近傍に設置し、多孔板３は非凝縮性ガス供給ライン下流側開口部５４近傍の上方に設置する。通常運転時にはエアコンプレッサ２は停止している。
【００３３】
次に、主蒸気ライン１本の大破断（大破断ＬＯＣＡ）を想定した場合を一例として、本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システムおよび原子力発電プラントの第１の実施の形態の動作を説明する。
【００３４】
図１において、複数本ある主蒸気ライン５２の一本が破断すると、原子炉圧力容器７で発生した蒸気が破断口２１から原子炉格納容器１０内に流出し、原子炉圧力容器７内の水位９及び圧力が低下する。主蒸気隔離弁５３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。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内の水位９を維持することで炉心８を継続的に冷却する必要がある。
【００３５】
まず、原子炉格納容器１０内に放出された発生蒸気の凝縮について説明する。破断口２１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。水平ベント管１８のベント管蒸気流出口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１３に蓄積して原子炉圧力容器７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１３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。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。
【００３６】
次に原子炉圧力容器７内の水位９の維持について説明する。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）を用いて、原子炉圧力容器７への注水（ＬＰＦＬ）、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。原子炉圧力容器７への注水によって水位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。
【００３７】
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、何らかの理由によってＥＣＣＳの機能喪失発生を想定した場合には、上述したＬＰＦＬによる原子炉圧力容器７への注水機能が使用できないため、原子炉圧力容器７内の水位９が徐々に低下する虞がある。しかし、万一、このような状況に陥ったとしても、消火系や復水補給水系等の他の恒設設備や、安全系の多様化を目的として設置が検討されている防災棟に設置される注水設備、もしくは可搬式の消防車等からの注水によって、原子炉圧力容器７内の水位９を炉心８より上方に維持することができる。
【００３８】
炉心８の燃料から放出される崩壊熱によって発生する蒸気は、破断口２１、上部ドライウェル１１、垂直ベント管１７及び水平ベント管１８を経て圧力抑制プール１４に導かれ、プール水によって凝縮される。可搬式の熱交換設備により圧力抑制プール１４を除熱することができるが、万一、可搬式熱交換設備が使用出来ない場合は、最終手段として、圧力抑制室空間部１３内の非凝縮性ガス及び水蒸気を、格納容器ベントライン（図示せず）及び排気塔を介して外部に放出することで原子炉格納容器１０内のエネルギーを外部に放出して除熱する。
【００３９】
沸騰水型原子炉では、原子炉圧力容器７、上部ドライウェル１１、及び下部ドライウェル１２内に放出された放射能を含むガスは、主蒸気逃しライン（図示せず）、もしくは垂直ベント管１７及び水平ベント管１８を介し、圧力抑制プール１４内を経由して圧力抑制室空間部１３に至る。そのため、格納容器内ガスに含まれる水溶性の放射能の大部分は圧力抑制プール１４水に保持され、圧力抑制室空間部１３内の放射能レベルは小さくなり、格納容器ベント時の環境への影響を抑制できる。
【００４０】
以上の様に、大ＬＯＣＡのような厳しい事故が発生したとしても、ＥＣＣＳや防災棟設備を用いることで、原子炉圧力容器７内の水位９を炉心８より上方に維持する事が可能であり、炉心８の溶融破損を防止することができる。
【００４１】
しかし、極めて低い発生確率ではあるものの、上記の対策が全て使用できず、原子炉圧力容器７内の水位９を維持する事ができなくなる虞がある。水位９の低下によって炉心８が冷却不全状況となった場合、上述したように、溶融炉心と炉内構造物の混合溶融物（コリウム）が原子炉圧力容器７の下部ヘッドを溶融貫通し、下部ドライウェル１２に落下する。下部ヘッドが溶融破損する前に、下部ドライウェル１２内に水張りを行う事前水張り対策を実施しておくことで、コリウムによるコンクリート侵食に伴う水素、一酸化炭素、二酸化炭素ガスの発生量を抑制できる。しかし、事前水張りを行う事で、原子炉圧力容器７から落下する高温のコリウムが事前水張りプールの冷却材と接触して水蒸気が短時間に急激に発生する現象である燃料／冷却材相互作用（ＦＣＩ）が発生する。原子炉格納容器１０はＦＣＩによって発生する動荷重に耐えるように設計する必要がある。
【００４２】
上記のような、ＦＣＩによる水蒸気発生が予期される事故に対して、本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第１の実施の形態は以下のように動作する。
【００４３】
大ＬＯＣＡが発生して破断口２１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１３に移行する。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１３に移行し、上部ドライウェル１１及び下部ドライウェル１２は破断口２１から放出される蒸気で満たされる。一方、万一、原子炉圧力容器７への注水が全て失敗すると、原子炉の水位９は低下し続け、炉心８が除熱不足となって溶融破損に至る。
【００４４】
溶融破損した炉心及び炉内構造物の混合物（コリウム）は、燃料下部支持板の隙間等から原子炉圧力容器７の下部ヘッドに落下する。下部ヘッド内への注水もできない場合、下部ヘッドに落下したコリウムは、下部ヘッド内の冷却材が枯渇すると下部ヘッドをも溶融貫通して下部ドライウェル１２に落下する。
【００４５】
本実施の形態においては、溶融コリウムが落下する前に、防災棟等の多重化・多様化された防災設備からの注水によって、下部ドライウェル１２への事前水張りを行うと同時に、防災棟電源によってエアコンプレッサ２を起動して圧力抑制室空間部１３内の窒素を下部ドライウェル１２下部に供給する。
【００４６】
下部ドライウェル１２に供給された窒素は多孔板３を介して気泡（ボイド）となり、事前水張りプール中を浮力によって上昇する。エアコンプレッサ２による窒素供給を連続的に行うことで事前水張りプール中の気泡体積割合（ボイド率）が増加する。事前水張りプール中のボイド率を増加させることで、溶融コリウムと冷却材の直接接触を妨げる気泡が増加するので瞬間的な水蒸気発生量を抑制することができる。加えて、気泡（ボイド）の圧縮／膨張によって衝撃波の伝播速度が抑制され、発生する衝撃波ピークをなまらせることができるため、水中で生成する衝撃波も緩和することができる。このことにより、原子炉格納容器１０内でＦＣＩによって瞬間的に発生する蒸気量を抑制することができ、格納容器設計余裕が増加する。この結果、より安全性の高い原子力発電プラントを実現することができる。
【００４７】
上述した本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第１の実施の形態によれば、コンクリート床面に接触する前に溶融コリウムを冷却できるウェットシナリオを採用しつつ、溶融コリウムと冷却材の直接接触面積を低減して瞬間的な水蒸気発生量を抑制する機能を提供するので、燃料／冷却材相互作用（ＦＣＩ）が原子炉格納容器１０に与える影響を緩和することができる。これにより、原子炉格納容器１０内でＦＣＩによって瞬間的に発生する蒸気量を抑制することができ、格納容器設計余裕が増加する。この結果、より安全性の高い原子力発電プラントを実現することができる。
【００４８】
また、上述した本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第１の実施の形態によれば、非凝縮性ガス供給ライン１、エアコンプレッサ２、多孔板３による単純なシステム構成により、溶融コリウムと冷却材の直接接触を妨げる気泡が増加するので瞬間的な水蒸気発生量を抑制することができる。これによりＦＣＩ発生時に原子炉格納容器１０にかかる動荷重を低減することができるため、格納容器設計余裕が増加し、より安全性の高い原子力発電プラントを提供できる。
【００４９】
なお、本実施の形態においては、万一の遠隔起動失敗に備えてエアコンプレッサ２を原子炉格納容器１０の外部に設置して手動起動できる構成を例に説明したが、これに限るものではない。例えば、図２に示すように、エアコンプレッサ２を圧力抑制室空間部１３に設置することも可能である。ここで、図２は本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第１の実施の形態の構成の他の例を示すシステム系統図である。
【００５０】
このような構成とする場合、起動失敗を防ぐためにエアコンプレッサ２の信頼性を向上させる必要があるものの、原子炉格納容器１０からの放射性物質放出を防ぐために設置する非凝縮性ガス供給ライン上流側隔離弁４と非凝縮性ガス供給ライン下流側隔離弁５の設置が不要となり、設備構成をより単純化できるというメリットがある。
【実施例２】
【００５１】
以下、本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた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３は本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第２の実施の形態の構成の一例を示すシステム系統図である。図３において、図１及び２に示す符号と同符号のものは同一部分であるので、その詳細な説明は省略する。
【００５２】
本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第２の実施の形態において、燃料／冷却材相互作用の影響緩和システムの構成は図３に示すように、大略第１の実施の形態と同じであるが、非凝縮性ガス供給ライン１とエアコンプレッサ２と多孔板３と非凝縮性ガス供給ライン上流側隔離弁４と非凝縮性ガス供給ライン下流側隔離弁５とを省略し、これらに替えて、再加熱された冷却材を原子炉圧力容器７に注水するための給水ポンプ２５と給水ライン止め弁２４とを接続する配管の部位に一端を接続し、他端を下部ドライウェル１２で開口する高温水ライン３１を設けた点と、この高温水ライン３１の上流側に高温水ライン止め弁３２を設け、高温水ライン３１上であって、原子炉格納容器１０の外部側と内部側にそれぞれ高温水ライン隔離弁３３を設けた点が異なる。
【００５３】
次に、設計基準事故を超える事故として、主蒸気ライン１本の大破断（大ＬＯＣＡ）、かつＥＣＣＳ及び代替炉心注水に失敗したケースを想定した場合の本実施の形態の動作について説明する。なお、原子炉格納容器１０の機能、ＥＣＣＳ及び代替注水系の機能喪失時の大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、高温水ラインを追設した本実施の形態の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システムの動作について主に説明する。
【００５４】
第１の実施の形態にて詳述したように、原子炉圧力容器７内の水位９を維持する事ができなくなると、水位９の低下によって炉心８が冷却不全状況となり、溶融炉心と炉内構造物の混合溶融物（コリウム）が原子炉圧力容器７の下部ヘッドを溶融貫通し、下部ドライウェル１２に落下する。下部ヘッドが溶融破損する前に、下部ドライウェル１２内に水張りを行う事前水張り対策を実施しておくことで、コリウムによるコンクリート侵食に伴う水素、一酸化炭素、二酸化炭素ガスの発生量を抑制できる。しかし、事前水張りを行う事で、原子炉圧力容器７から落下する高温のコリウムが事前水張りプールの冷却材と接触して水蒸気が短時間に急激に発生する現象である燃料／冷却材相互作用（ＦＣＩ）が発生する。原子炉格納容器１０はＦＣＩによって発生する動荷重に耐えるように設計する必要がある。
【００５５】
上記のような、ＦＣＩによる水蒸気発生が予期される事故に対して、本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第２の実施の形態は以下のように動作する。
【００５６】
大ＬＯＣＡが発生して破断口２１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に移行する。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１３に移行し、上部ドライウェル１１及び下部ドライウェル１２は破断口２１から放出される蒸気で満たされる。
【００５７】
一方、万一、原子炉圧力容器７への注水が全て失敗すると、原子炉の水位９は低下し続け、炉心８が除熱不足となって溶融破損に至る。溶融破損した炉心及び炉内構造物の混合物（コリウム）は、燃料下部支持板の隙間等から原子炉圧力容器７の下部ヘッドに落下する。
【００５８】
下部ヘッド内への注水も出来ない場合、下部ヘッドに落下したコリウムは、下部ヘッド内の冷却材が枯渇すると下部ヘッドをも溶融貫通して下部ドライウェル１２に落下するが、溶融コリウムが落下する前に、防災棟等の多重化・多様化された防災設備からの注水によって、下部ドライウェル１２への事前水張りを行う。第１の実施の形態においては、事前水張りに用いる冷却材を防災棟から供給したが、防災棟水源の水温は常温である。これに対して、本実施の形態では、給水ライン止め弁２４を閉止し、給水ポンプ２５を起動して高温水ライン止め弁３２を開操作することで、事前水張りに用いる冷却材を、高温水ライン３１を介して、給水ライン２３から供給する。
【００５９】
なお、主復水器２８内の圧力が低い場合、即ち主復水器２８の真空度が高い場合は、下部ドライウェル１２から主復水器２８側への逆流が生じる可能性があるため、高温水ライン止め弁３２を開く前に既存設備である主復水器２８の復水器真空破壊装置２９を開いて大気開放を行い、主復水器２８の真空度を事前に下げておく。
【００６０】
給水ライン２３上の冷却材温度は、給水ライン２３の位置によって異なるが、一般的には３０℃〜２１０℃程度の値を取る。本実施の形態で示した給水ポンプ２５の下流側では約１５０℃程度の高温水であり、高温水ライン３１を介して給水ライン２３上の高温水を下部ドライウェル１２に注水すると、注水の一部は減圧沸騰して気化するが、大部分は原子炉格納容器１０の飽和温度の冷却材となって下部ドライウェル１２に蓄積する。上述したように、事前水張りプール水温を飽和温度まで増加させることができれば、溶融コリウム周囲に形成された蒸気膜の未飽和温度の冷水による凝縮を防止することができるため、蒸気膜を安定化させることができる。
【００６１】
安定した蒸気膜に覆われた状態の溶融コリウムが蒸気膜の外側にある冷却材を加熱して沸騰させるには、蒸気膜を介してエネルギーを伝達する必要があるが、一般に蒸気膜の熱伝達率が小さいことから、蒸気膜で覆われた溶融コリウムが蒸気膜の外部の冷却材を短時間で沸騰させることはできない。このため、蒸気発生による原子炉格納容器１０の瞬間的な加圧量を大きく緩和することができるので、ＦＣＩが原子炉格納容器１０に与える影響を緩和することができる。このことにより、原子炉格納容器１０内でＦＣＩによって瞬間的に発生する蒸気量を抑制することができ、格納容器設計余裕が増加する。この結果、より安全性の高い原子力発電プラントを実現することができる。
【００６２】
上述した本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた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。
【００６３】
また、上述した本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第２の実施の形態によれば、給水ライン止め弁２４、高温水ライン３１、高温水ライン止め弁３２などを備えた単純なシステム構成を追加することにより、既存の給水ライン２３内の高温水を有効活用することが可能となる。高温水を活用することで、溶融コリウムと冷却材の間に安定した蒸気膜が形成されることで溶融コリウムから冷却材への伝熱が阻害され、瞬間的な水蒸気発生量を抑制することができる。このことにより、ＦＣＩ発生時に原子炉格納容器１０にかかる動荷重を低減することができ、格納容器設計余裕が増加する。この結果、より安全性の高い原子力発電プラントを提供できる。
【００６４】
なお、本実施の形態においては、高温水ライン３１のみを追加する最小構成を例に説明したが、これに限るものではない。例えば、図４に示すように、高温水ライン止め弁３２とその下流側の高温水ライン隔離弁３３との間の高温水ライン３１に一端側を接続し、他端側に低温水タンクもしくは低温水プール３８を接続する低温水ライン３５と、低温水ライン３５の注水量を制御するための低温水ライン止め弁３７と、低温水タンクもしくは低温水プール３８から低温水ライン３５へ冷却材を供給する低温水ポンプ３６とを更に追加する構成としても良い。ここで、図４は本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第２の実施の形態の構成の他の例を示すシステム系統図である。
【００６５】
低温水タンクもしくは低温水プール３８には常温の冷却材が蓄えられており、水源としては、防災棟プール、復水貯蔵タンク、ろ過水タンク等が考えられる。上述したように、高温水ライン３１のみから下部ドライウェル１２に高温水を供給する場合、大部分は原子炉格納容器１０の飽和温度の冷却材となって下部ドライウェル１２に蓄積するものの、一部は減圧沸騰により蒸気となってしまい、事前水張りプール形成に寄与しない。これに対して、図４のように低温水ライン３５を追設すると、約１５０℃の高温水に常温の低温水を混合させることができるため、減圧沸騰による蒸気発生を抑制することが可能となる。このことにより、高温水ライン３１上の高温水による水張りを効率良く行う事ができる。また、原子炉格納容器１０外の給水配管破断のような、何らかのトラブルによって給水ライン上の冷却材が喪失した場合でも、低温水ライン３５から下部ドライウェル１２への給水が可能となり、事前水張りの信頼性が向上する。
【実施例３】
【００６６】
以下、本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた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５は本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第３の実施の形態の構成の一例を示すシステム系統図である。図５において、図１乃至４に示す符号と同符号のものは同一部分であるので、その詳細な説明は省略する。
【００６７】
本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第３の実施の形態において、燃料／冷却材相互作用の影響緩和システムの構成は図４に示すように、第１の実施の形態における非凝縮性ガス供給ライン１と、第２の実施の形態の高温水ライン３１と低温水ライン３５と、これらの構成要素を全て設けたものである。その他の構成要素は第１の実施の形態と同じである。
【００６８】
次に、設計基準事故を超える事故として、主蒸気ライン１本の大破断（大ＬＯＣＡ）、かつＥＣＣＳ及び代替炉心注水に失敗したケースを想定した場合の本実施の形態の動作について説明する。なお、原子炉格納容器１０の機能、ＥＣＣＳ及び代替注水系の機能喪失時の大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、高温水ラインを追設した本実施の形態の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システムの動作について主に説明する。
【００６９】
第１の実施の形態にて詳述したように、原子炉圧力容器７内の水位９を維持する事ができなくなると、水位９の低下によって炉心８が冷却不全状況となり、溶融炉心と炉内構造物の混合溶融物（コリウム）が原子炉圧力容器７の下部ヘッドを溶融貫通し、下部ドライウェル１２に落下する。下部ヘッドが溶融破損する前に、下部ドライウェル１２内に水張りを行う事前水張り対策を実施しておくことで、コリウムによるコンクリート侵食に伴う水素、一酸化炭素、二酸化炭素ガスの発生量を抑制できる。しかし、事前水張りを行う事で、原子炉圧力容器７から落下する高温のコリウムが事前水張りプールの冷却材と接触して水蒸気が短時間に急激に発生する現象である燃料／冷却材相互作用（ＦＣＩ）が発生する。原子炉格納容器１０はＦＣＩによって発生する動荷重に耐えるように設計する必要がある。
【００７０】
上記のような、ＦＣＩによる水蒸気発生が予期される事故に対して、本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第３の実施の形態は以下のように動作する。
【００７１】
大ＬＯＣＡが発生して破断口２１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に移行する。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１３に移行し、上部ドライウェル１１及び下部ドライウェル１２は破断口２１から放出される蒸気で満たされる。
【００７２】
一方、万一、原子炉圧力容器７への注水が全て失敗すると、原子炉の水位９は低下し続け、炉心８が除熱不足となって溶融破損に至る。溶融破損した炉心及び炉内構造物の混合物（コリウム）は、燃料下部支持板の隙間等から原子炉圧力容器７の下部ヘッドに落下する。
【００７３】
下部ヘッド内への注水も出来ない場合、下部ヘッドに落下したコリウムは、下部ヘッド内の冷却材が枯渇すると下部ヘッドをも溶融貫通して下部ドライウェル１２に落下するが、溶融コリウムが落下する前に、給水ライン止め弁２４を閉止し、給水ポンプ２５を起動し高温水ライン止め弁３２を開くことで給水ライン２３上に存在する高温水が高温水ライン３１を介して事前水張りに用いる冷却材として供給される。また、低温水ポンプ３６を起動し低温水ライン止め弁３７を開くことで常温の低温水タンクもしくは低温水プール３８水が高温水ライン３１を介して同時に事前水張りに用いる冷却材として供給される。
【００７４】
また、このとき、防災棟電源によってエアコンプレッサ２を起動して圧力抑制室空間部１３内の窒素を下部ドライウェル１２下部に供給する。下部ドライウェル１２に供給された窒素は多孔板３を介して気泡となり、事前水張りプール中を浮力によって上昇する。エアコンプレッサ２による窒素供給を連続的に行うことで事前水張りプール中の気泡体積割合（ボイド率）が増加する。事前水張りプール中のボイド率を増加させることで、溶融コリウムと冷却材の直接接触を妨げる気泡が増加するので瞬間的な水蒸気発生量を抑制することができる。加えて、気泡（ボイド）の圧縮・膨張によって衝撃波の伝播速度が抑制され、発生する衝撃波ピークをなまらせることができるため、水中で生成する衝撃波も緩和することができる。
【００７５】
また、気泡吹き込みに加えて、高温水ライン３１から下部ドライウェル１２に、給水ライン２３上の高温水と低温水タンクもしくは低温水プール３８の常温水とを混合した高温水が供給されるので、事前水張りプール水温を飽和温度に近づけることができる。このことにより、溶融コリウム周囲に形成された蒸気膜の未飽和温度の冷水による凝縮を防止することができ、蒸気膜を安定化させることができる。安定した蒸気膜に覆われた状態の溶融コリウムが蒸気膜の外側にある冷却材を加熱して沸騰させるには、蒸気膜を介してエネルギーを伝達する必要があるが、一般に蒸気膜の熱伝達率が小さいことから、蒸気膜で覆われた溶融コリウムが蒸気膜の外部の冷却材を短時間で沸騰させることはできない。このため、蒸気発生による原子炉格納容器の瞬間的な加圧量を大きく緩和することができる。この結果、ＦＣＩが原子炉格納容器１０に与える影響を緩和することができる。
【００７６】
上述した本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた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。
【００７７】
また、上述した本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた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の実施の形態の効果と第２の実施の形態の効果の２つの効果が重畳するので、ＦＣＩが原子炉格納容器１０に与える影響を大きく緩和することができる。このことにより、原子炉格納容器１０内でＦＣＩによって瞬間的に発生する蒸気量を抑制することができ、格納容器設計余裕が増加する。この結果、より安全性の高い原子力発電プラントを実現することができる。
【実施例４】
【００７８】
以下、本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた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６は本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第４の実施の形態の構成の一例を示すシステム系統図である。図６において、図１乃至５に示す符号と同符号のものは同一部分であるので、その詳細な説明は省略する。
【００７９】
本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第４の実施の形態は、上述した第３の実施の形態の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システムの構成を、沸騰水型原子炉ではなく加圧水型原子炉へ適用した場合を示す。
【００８０】
図６に示すように、加圧水型原子炉では、一次系冷却ライン１３ａと２次系の主蒸気ライン５２や２次系の給水ライン２３が蒸気発生器１５ａを介して熱的に接続される点と、加圧水型原子炉の原子炉格納容器１０は窒素置換されておらず空気雰囲気である点が沸騰水型原子炉と大きく異なる。なお、原子炉格納容器１０は、その内部に上部ドライウェルに相当する上部原子炉格納容器空間１１ａと下部ドライウェルに相当する下部原子炉格納容器空間１２ａとを備えている。
【００８１】
加圧水型原子炉では、一次冷却材ポンプ１４ａによって原子炉圧力容器７内の冷却材を蒸気発生器１５ａに導く。１次系冷却材は伝熱管１６ａ内を流れる際に伝熱管の外側（シェル側）の２次系冷却材を沸騰させ、蒸気発生器１５ａ内で蒸気が発生する。２次系統は、１次系冷却材を蒸気発生器１５ａで除熱し、除熱された１次系冷却材が再び原子炉圧力容器７に戻される。蒸気発生器１５ａのシェル側で発生した蒸気は、主蒸気ライン５２を介して蒸気タービン５１に導かれる。
【００８２】
蒸気タービン５１で仕事を終えた蒸気は主復水器２８で凝縮され、冷却水に戻る。冷却水は、復水ポンプ２７及び給水ポンプ２５で加圧され、かつ第１給水加熱器２６Ａ及び第２給水加熱器２６Ｂで加熱された後、給水ライン２３を介して蒸気発生器１５ａに送られ、高温の１次系冷却材から熱を受け取って再び蒸気となる。
【００８３】
主蒸気ライン５２上には、万一の事故時に備えて、放射性物質を原子炉格納容器１０内に閉じ込めるための主蒸気隔離弁５３が設置されている。主蒸気隔離弁５３は原子炉格納容器１０の内部及び外部の２カ所に設置されている。原子炉を停止する際に主復水器２８の真空を破壊する目的から、主復水器２８には復水器真空破壊装置２９が設置されている。以上の様に、加圧水型原子炉においても、１次系と２次系の冷却材が分離されており、蒸気発生器１５ａを介して熱的に接続されている点を除けば、主蒸気ラインや給水ラインの基本的な考え方は沸騰水型原子炉と同じである。
【００８４】
次に、加圧水型原子炉で大ＬＯＣＡ発生時に原子炉圧力容器７への注水に失敗すると、原子炉圧力容器７内の水位９を維持する事ができなくなり、水位９の低下によって炉心８が冷却不全状況となる。そのような場合、沸騰水型原子炉同様、溶融炉心と炉内構造物の混合溶融物（コリウム）が原子炉圧力容器７の下部ヘッドを溶融貫通し、下部原子炉格納容器空間１２ａに落下する。
【００８５】
下部ヘッドが溶融破損する前に、下部原子炉格納容器空間１２ａ内に水張りを行う事前水張り対策を実施しておくことで、コリウムによるコンクリート侵食に伴う水素、一酸化炭素、二酸化炭素ガスの発生量を抑制できる。しかし、事前水張りを行う事で、原子炉圧力容器７から落下する高温のコリウムが事前水張りプールの冷却材と接触して水蒸気が短時間に急激に発生する現象である燃料／冷却材相互作用（ＦＣＩ）が発生する。原子炉格納容器１０はＦＣＩによって発生する動荷重に耐えるように設計する必要がある。
【００８６】
上記のような、ＦＣＩによる水蒸気発生が予期される事故に対して、本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第４の実施の形態は以下のように動作する。
【００８７】
大ＬＯＣＡが発生すると、破断口２１から原子炉格納容器１０内に蒸気が放出される。加圧水型原子炉の原子炉格納容器１０は沸騰水型原子炉より体積が大きいが、発生蒸気を凝縮させて原子炉格納容器１０内の圧力上昇を抑制する設備である圧力抑制プール１４を持たないため、原子炉格納容器１０内圧力は発生する蒸気によって徐々に上昇する。
【００８８】
一方、万一、原子炉圧力容器７への注水が全て失敗すると、原子炉の水位９は低下し続け、炉心８が除熱不足となって溶融破損に至る。溶融破損した炉心及び炉内構造物の混合物（コリウム）は、燃料下部支持板の隙間等から原子炉圧力容器７の下部ヘッドに落下する。
【００８９】
下部ヘッド内への注水も出来ない場合、下部ヘッドに落下したコリウムは、下部ヘッド内の冷却材が枯渇すると下部ヘッドをも溶融貫通して下部原子炉格納容器空間１２ａに落下するが、溶融コリウムが落下する前に、給水ライン止め弁２４を閉止し、給水ポンプ２５を起動し高温水ライン止め弁３２を開くことで給水ライン２３上に存在する高温水が高温水ライン３１を介して事前水張りに用いる冷却材として供給される。また、低温水ポンプ３６を起動し低温水ライン止め弁３７を開くことで常温の低温水タンクもしくは低温水プール３８水が高温水ライン３１を介して同時に事前水張りに用いる冷却材として供給される。
【００９０】
また、このとき、非常用発電機の代替電源によってエアコンプレッサ２を起動して上部原子炉格納容器空間１１ａ内の空気を下部原子炉格納容器空間１２ａの下部に供給する。下部原子炉格納容器空間１２ａに供給された空気は多孔板３を介して気泡となり、事前水張りプール中を浮力によって上昇する。エアコンプレッサ２による空気供給を連続的に行うことで事前水張りプール中の気泡体積割合（ボイド率）が増加する。事前水張りプール中のボイド率を増加させることで、溶融コリウムと冷却材の直接接触を妨げる気泡が増加するので瞬間的な水蒸気発生量を抑制することができる。加えて、気泡（ボイド）の圧縮・膨張によって衝撃波の伝播速度が抑制され、発生する衝撃波ピークをなまらせることができるため、水中で生成する衝撃波も緩和することができる。
【００９１】
また、気泡吹き込みに加えて、高温水ライン３１から下部原子炉格納容器空間１２ａに、給水ライン２３上の高温水と低温水タンクもしくは低温水プール３８の常温水とを混合した高温水が供給されるので、事前水張りプール水温を飽和温度に近づけることができる。このことにより、溶融コリウム周囲に形成された蒸気膜の未飽和温度の冷水による凝縮を防止することができ、蒸気膜を安定化させることができる。安定した蒸気膜に覆われた状態の溶融コリウムが蒸気膜の外側にある冷却材を加熱して沸騰させるには、蒸気膜を介してエネルギーを伝達する必要があるが、一般に蒸気膜の熱伝達率が小さいことから、蒸気膜で覆われた溶融コリウムが蒸気膜の外部の冷却材を短時間で沸騰させることはできない。このため、蒸気発生による原子炉格納容器の瞬間的な加圧量を大きく緩和することができる。この結果、ＦＣＩが原子炉格納容器１０に与える影響を緩和することができる。
【００９２】
上述した本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた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。
【００９３】
また、上述した本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第４の実施の形態によれば、加圧水型原子炉においても、上述した第３の実施の形態の効果を得ことができ、より安全性の高い加圧水型原子炉を備えた原子力発電プラントを実現できる。
【実施例５】
【００９４】
以下、本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた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７は本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第５の実施の形態の構成の一例を示すシステム系統図、図８は本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第５の実施の形態を構成する給水ライン止め弁制御装置を示す制御ブロック図、図９は本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第５の実施の形態を構成する窒素注入弁制御装置を示す制御ブロック図、図１０は本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第５の実施の形態を構成する温水注水制御装置を示す制御ブロック図である。図７乃至１０において、図１乃至６に示す符号と同符号のものは同一部分であるので、その詳細な説明は省略する。
【００９５】
本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第５の実施の形態は、上述した第３の実施の形態の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システムの構成に対して、給水ライン止め弁制御装置３０と非凝縮性ガス注入制御装置６と温水注水制御装置３４と各種センサとを追加した構成を有している。その他の構成要素は第３の実施の形態と同じである。
【００９６】
図７に示すように、原子炉圧力容器７には原子炉圧力容器内の冷却材の水位を検出する水位センサ４２ａと、原子炉圧力容器内の冷却材の温度を検出する温度センサ４３ａとが設けられている。また、原子炉格納容器１０には原子炉格納容器内の圧力を検出する圧力センサ４０ａと、原子炉格納容器内の放射能レベルを検出する放射能センサ４１ａとが設けられている。また、主蒸気隔離弁５３には、弁の開度を検出する弁開度センサ３９ａが設けられている。さらに、主復水器２８には、主復水器内圧力（真空度）を検出する圧力センサ４４ａが設けられている。これらのセンサが検出した信号は、給水ライン止め弁制御装置３０、非凝縮性ガス注入制御装置６、及び温水注水制御装置３４のいずれかに入力されている。
【００９７】
給水ライン止め弁制御装置３０は、図８に示すように、弁開度センサ３９ａが検出した主蒸気隔離弁開度信号３９と、圧力センサ４４ａが検出した主復水器内圧力信号４４と、圧力センサ４０ａが検出した格納容器内圧力信号４０と、水位センサ４２ａが検出した圧力容器内水位信号４２を入力する入力部と、これら入力信号を基に各種演算する演算部と、演算部で算出した給水ライン止め弁閉止信号４８を給水ライン止め弁２４へ出力する出力部とを備えている。
【００９８】
給水ライン止め弁制御装置３０の演算部は、主蒸気隔離弁５３の弁開度設定値を設定した信号発生器１０１ａと、主蒸気隔離弁開度信号３９から信号発生器１０１ａの弁開度設定値を減算する減算器１０１ｂと、減算器１０１ｂの出力が０未満のときに１を出力する比較器１０１ｃと、主復水器２８の圧力設定値（真空度）を設定した信号発生器１０２ａと、主復水器内圧力信号４４から信号発生器１０２ａの圧力設定値を減算する減算器１０２ｂと、減算器１０２ｂの出力が０超過のときに１を出力する比較器１０２ｃとを備えている。
【００９９】
また、給水ライン止め弁制御装置３０の演算部は、原子炉格納容器１０の圧力設定値を設定した信号発生器１０３ａと、格納容器内圧力信号４０から信号発生器１０３ａの圧力設定値を減算する減算器１０３ｂと、減算器１０３ｂの出力が０超過のときに１を出力する比較器１０３ｃと、原子炉圧力容器７の水位設定値を設定した信号発生器１０４ａと、圧力容器内水位信号４２から信号発生器１０４ａの水位設定値を減算する減算器１０４ｂと、減算器１０４ｂの出力が０未満のときに１を出力する比較器１０４ｃと、比較器１０３ｃと比較器１０４ｃの出力を入力しその論理積を出力する論理積演算器１０５と、比較器１０１ｃと比較器１０２ｃと論理積演算器１０５の出力を入力しその論理和を出力する論理和演算器１０６とを備えている。
【０１００】
図８に示すように、比較器１０１ｃの出力は、主蒸気ライン閉止状態のときに１出力となる。また、比較器１０２ｃの出力は、主復水器２８の機能喪失状態のときに１出力となる。論理積演算器１０５の出力は、ＬＯＣＡ信号状態のときに１出力となる。これらの信号のいずれか１つが１出力となると、論理和演算器１０６の出力は１となり、給水ライン止め弁閉止信号４８が出力される。
【０１０１】
非凝縮性ガス注入制御装置６は、図９に示すように、放射能センサ４１ａが検出した格納容器内放射能レベル信号４１と、水位センサ４２ａが検出した圧力容器内水位信号４２と、温度センサ４３ａが検出した圧力容器内温度信号４３とを入力する入力部と、これら入力信号を基に各種演算する演算部と、演算部で算出したエアコンプレッサ起動信号４５をエアコンプレッサ２へ出力する出力部とを備えている。
【０１０２】
非凝縮性ガス注入制御装置６の演算部は、原子炉格納容器１０内の放射能レベル設定値を設定した信号発生器２０１ａと、格納容器内放射能レベル信号４１から信号発生器２０１ａの放射能レベル設定値を減算する減算器２０１ｂと、減算器２０１ｂの出力が０超過のときに１を出力する比較器２０１ｃと、原子炉圧力容器７の水位設定値を設定した信号発生器２０２ａと、圧力容器内水位信号４２から信号発生器２０２ａの水位設定値を減算する減算器２０２ｂと、減算器２０２ｂの出力が０未満のときに１を出力する比較器２０２ｃと、原子炉圧力容器７の温度設定値を設定した信号発生器２０３ａと、圧力容器内温度信号４３から信号発生器２０３ａの温度設定値を減算する減算器２０３ｂと、減算器２０３ｂの出力が０超過のときに１を出力する比較器２０３ｃと、比較器２０１ｃと比較器２０２ｃと比較器２０３ｃの出力を入力しその論理和を出力する論理和演算器２０４とを備えている。
【０１０３】
図９に示すように、比較器２０１ｃの出力は、格納容器内放射能レベルが設定値を超えた状態のときに１出力となる。また、比較器２０２ｃの出力は、圧力容器内の水位９が設定値より低下した状態のときに１出力となる。比較器２０３ｃの出力は、圧力容器内の温度が設定値を超えた状態のときに１出力となる。これらの信号のいずれか１つが１出力となると、論理和演算器２０４の出力は１となり、エアコンプレッサ起動信号４５が出力される。
【０１０４】
温水注水制御装置３４は、図１０に示すように、放射能センサ４１ａが検出した格納容器内放射能レベル信号４１と、水位センサ４２ａが検出した圧力容器内水位信号４２と、温度センサ４３ａが検出した圧力容器内温度信号４３とを入力する入力部と、これら入力信号を基に各種演算する演算部と、演算部で算出した給水ポンプ起動信号４６と低温水ポンプ起動信号４７と高温水ライン止め弁開信号４９と低温水ライン止め弁開信号５０を、給水ポンプ２５，低温水ポンプ３６，高温水ライン止め弁３２，低温水ライン止め弁３７のそれぞれへ出力する出力部とを備えている。
【０１０５】
温水注水制御装置３４の演算部は、原子炉格納容器１０内の放射能レベル設定値を設定した信号発生器３０１ａと、格納容器内放射能レベル信号４１から信号発生器３０１ａの放射能レベル設定値を減算する減算器３０１ｂと、減算器３０１ｂの出力が０超過のときに１を出力する比較器３０１ｃと、原子炉圧力容器７の水位設定値を設定した信号発生器３０２ａと、圧力容器内水位信号４２から信号発生器３０２ａの水位設定値を減算する減算器３０２ｂと、減算器３０２ｂの出力が０未満のときに１を出力する比較器３０２ｃと、原子炉圧力容器７の温度設定値を設定した信号発生器３０３ａと、圧力容器内温度信号４３から信号発生器３０３ａの温度設定値を減算する減算器３０３ｂと、減算器３０３ｂの出力が０超過のときに１を出力する比較器３０３ｃと、比較器３０１ｃと比較器３０２ｃと比較器３０３ｃの出力を入力しその論理和を出力する論理和演算器３０４とを備えている。
【０１０６】
図１０に示すように、比較器３０１ｃの出力は、格納容器内放射能レベルが設定値を超えた状態のときに１出力となる。また、比較器３０２ｃの出力は、圧力容器内の水位９が設定値より低下した状態のときに１出力となる。比較器３０３ｃの出力は、圧力容器内の温度が設定値を超えた状態のときに１出力となる。これらの信号のいずれか１つが１出力となると、論理和演算器３０４の出力は１となり、給水ポンプ起動信号４６と低温水ポンプ起動信号４７と高温水ライン止め弁開信号４９と低温水ライン止め弁開信号５０が出力される。
【０１０７】
次に、設計基準事故を超える事故として、主蒸気ライン１本の大破断（大ＬＯＣＡ）、かつＥＣＣＳ及び代替炉心注水に失敗したケースを想定した場合の本実施の形態の動作について説明する。なお、原子炉格納容器１０の機能、ＥＣＣＳ及び代替注水系の機能喪失時の大ＬＯＣＡ時の事象推移、非凝縮性ガス供給ラインの動作、高温水ライン及び低温水ラインの動作は第３の実施の形態と同じであるため、説明を省略し、追設した３つの制御装置の動作について主に説明する。
【０１０８】
第３の実施の形態で上述したような、ＦＣＩによる水蒸気発生が予期される事故に対して、本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第５の実施の形態は以下のように動作する。
【０１０９】
図７において、大ＬＯＣＡが発生して破断口２１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に移行する。また、ＬＯＣＡが発生すると、給水ライン止め弁制御装置３０の作用により、給水ライン止め弁閉止信号４８が出力され、給水ライン止め弁２４が自動的に閉止される。
【０１１０】
図８を用いて給水ライン止め弁制御装置３０の動作を具体的に説明する。ここで、給水ライン止め弁制御装置３０の圧力設定値は、通常の原子炉格納容器１０内圧力よりも高めに設定されていて、水位設定値は、通常の原子炉圧力容器７内水位よりも低めに設定されている。
【０１１１】
破断口２１を介して原子炉圧力容器７内の冷却材が蒸気となって上部ドライウェル１１内に流出することで、格納容器内圧力が上昇し、かつ、原子炉圧力容器７内の水位９が低下する。このため、格納容器内圧力信号４０が圧力設定値よりも大きく、かつ、圧力容器内水位信号４２が水位設定値よりも小さくなった場合、給水ライン止め弁制御装置３０は論理積演算器１０５により、ＬＯＣＡが発生したものと判定する。
【０１１２】
このＬＯＣＡ信号は、論理和演算器１０６に入力され、給水ライン止め弁閉止信号４８を出力する。これにより、給水ライン止め弁２４は自動的に閉止される。
なお、図８に示すように、何らかのトラブルによって、主蒸気隔離弁５３が閉止する場合や、主復水器２８の真空度が低下して除熱性能が低下する場合においても、給水ライン止め弁制御装置３０は、主蒸気ライン５２及び給水ライン２３が使用不能になったと判定し、給水ライン２３内の高温水を保持するために、給水ライン止め弁２４を自動的に閉止する。
【０１１３】
図７に戻り、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１３に移行し、上部ドライウェル１１及び下部ドライウェル１２は破断口２１から放出される蒸気で満たされる。一方、万一、原子炉圧力容器７への注水が全て失敗すると、原子炉の水位９は低下し続け、炉心８が除熱不足となって溶融破損に至る。炉心８が溶融破損に至る状況においては、燃料被覆管内に閉じ込められていた放射性物質が破断口２１を介して原子炉格納容器１０内に放出されると共に、原子炉圧力容器７内の水位９が低下し、かつ、溶融燃料からの輻射熱によって原子炉圧力容器７内の雰囲気温度が増加する。このとき、非凝縮性ガス注入制御装置６の作用により、エアコンプレッサ起動信号４５が出力され、エアコンプレッサ２が自動起動する。
【０１１４】
図９を用いて非凝縮性ガス注入制御装置６内の動作を具体的に説明する。ここで、給水ライン止め弁制御装置３０の放射能レベル設定値は、通常の運転状態における原子炉格納容器１０内の放射能レベルよりも高めに設定されていて、水位設定値は、通常の原子炉圧力容器７内水位よりもかなり低めに設定されていて、温度設定値は、通常の原子炉圧力容器７内温度である飽和温度よりも高めに設定されている。
【０１１５】
炉心８が溶融破損すると、破断口２１を介して原子炉圧力容器７内の放射性物質が上部ドライウェル１１内に流出することで、格納容器内の放射能レベルが上昇し、かつ、原子炉圧力容器７内の水位９が低下する。加えて、高温燃料からの輻射熱により、原子炉圧力容器７内の雰囲気温度が冷却材の飽和温度を超えて上昇する。
【０１１６】
非凝縮性ガス注入制御装置６では、燃料破損を検出するために以下の３つの判定方法を用いる。まず、格納容器内放射能レベル信号４１が放射能レベル設定値を超えるか否か、圧力容器内水位信号４２が水位設定値を下回るか否か、圧力容器内温度信号４３が温度設定値を超えるか否かを書く減算器２０１ｂ，２０２ｂ，２０３ｂと各比較器２０１ｃ，２０２ｃ，２０３ｃとが演算する。
【０１１７】
各比較器２０１ｃ，２０２ｃ，２０３ｃからの出力信号は、論理和演算器２０４に入力され、原子炉格納容器内の放射能レベル計測値が設定値を超えるか、原子炉圧力容器内水位計測値が設定値を下回るか、原子炉圧力容器内温度計測値が設定値を超えるかの、いずれか一つ以上の条件が満たされた場合、論理和演算器２０４は、エアコンプレッサ起動信号４５を出力する。これにより、エアコンプレッサ２は自動起動する。これは、非凝縮性ガス注入制御装置６において、炉心損傷が発生したものと判定して、エアコンプレッサ２を起動させるものである。
【０１１８】
また、温水注水制御装置３４は、図１０に示すように、非凝縮性ガス注入制御装置６と同様の制御ロジックを備えている。このため、原子炉格納容器内の放射能レベル計測値が設定値を超えるか、原子炉圧力容器内水位計測値が設定値を下回るか、原子炉圧力容器内温度計測値が設定値を超えるかの、いずれか一つ以上の条件が満たされた場合、温水注水制御装置３４は炉心損傷が発生したものと判定し、給水ポンプ２５及び低温水ポンプ３６を自動起動すると共に、高温水ライン止め弁３２及び低温水ライン止め弁３７を自動的に開くことで、給水ライン２３内の高温水と低温水タンクもしくは低温水プール３８内の常温の低温水を同時に下部ドライウェル１２に自動的に注水することができる。
【０１１９】
非凝縮性ガス注入制御装置６及び温水注水制御装置３４により、溶融コリウムが原子炉圧力容器７の下部ヘッドを溶融貫通して下部ドライウェル１２に落下する前に、高温水による事前水張りを行うと共に、事前水張りプールへの窒素ガス供給により、事前水張りプール中のボイド率を自動的に増加させることができる。
【０１２０】
上述した本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた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。
【０１２１】
また、上述した本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第５の実施の形態によれば、高温水による事前水張り、及び窒素ガスによるボイド率増加という２つの機能を自動起動することができるので、運転員による手動操作を行う事無く、ＦＣＩが原子炉格納容器１０に与える影響を大きく緩和することができる。この結果、より信頼性の高い原子力発電プラントを実現することができる。
【０１２２】
なお、本実施の形態においては、低温水ライン３５を備えた構成とこれに適用する制御装置について説明したが、これに限るものではない。例えば、図１１に示すように、低温水ライン３５を含まず高温水ライン３１のみの構成とこれに適用する制御装置とすることも可能である。この場合、温水注水制御装置３４に替えて図１２に示す高温水注水制御装置３４ａを用いて、高温水ラインを制御する。ここで、図１１は本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第５の実施の形態の構成の他の例を示すシステム系統図、図１２は本発明の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラントの第５の実施の形態を構成する高温水注水制御装置を示す制御ブロック図である。
【０１２３】
図１２に示す高温水注水制御装置３４ａは、温水注水制御装置３４と同じ入力部を有し、演算部は、論理和演算器３０５のみが異なり他の構成は同じである。また、出力部は、演算部で算出した給水ポンプ起動信号４６と高温水ライン止め弁開信号４９のみを、給水ポンプ２５と高温水ライン止め弁３２へ出力する点が温水注水制御装置３４の出力部と異なる。
【０１２４】
このような構成とすることで、ＦＣＩが原子炉格納容器１０に与える影響を大きく緩和することができる。この結果、より信頼性の高い原子力発電プラントを実現することができる。
【０１２５】
なお、本発明は上述した第１乃至第５の実施の形態に限られるものではなく、様々な変形例が含まれる。上記した実施形態は本発明をわかり易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。例えば、ある実施形態の構成の一部を他の実施の形態の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施形態の構成に他の実施の形態の構成を加えることも可能である。また、各実施形態の構成の一部について、他の構成の追加、削除、置換をすることも可能である。
【符号の説明】
【０１２６】
１：非凝縮性ガス供給ライン、２：エアコンプレッサ、３：多孔板、４：非凝縮性ガス供給ライン上流側隔離弁、５：非凝縮性ガス供給ライン下流側隔離弁（逆止弁）、６：非凝縮性ガス注入制御装置、７：原子炉圧力容器、８：炉心、９：水位、１０：原子炉格納容器、１１：上部ドライウェル、１１ａ：上部原子炉格納容器空間、１２：下部ドライウェル、１２ａ：下部原子炉格納容器空間、１３：圧力抑制室空間部、１３ａ：一次系冷却ライン、１４：圧力抑制プール、１４ａ：一次冷却材ポンプ、１５：ダイヤフラムフロア、１５ａ：蒸気発生器、１６：ペデスタル、１６ａ：伝熱管、１７：垂直ベント管、１８：水平ベント管、１９：連通管、２０：原子炉圧力容器支持スカート、２１：破断口、２２：格納容器真空破壊装置、２３：給水ライン、２４：給水ライン止め弁、２５：給水ポンプ、２６Ａ：第１給水加熱器、２６Ｂ：第２給水加熱器、２７：復水ポンプ、２８：主復水器、２９：復水器真空破壊装置、３０：給水ライン止め弁制御装置、３１：高温水ライン、３２：高温水ライン止め弁、３３：高温水ライン隔離弁、３４：温水注水制御装置、３５：低温水ライン、３６：低温水ポンプ、３７：低温水ライン止め弁、３８：低温水タンクもしくは低温水プール、３９：主蒸気隔離弁開度信号、４０：格納容器内圧力信号、４１：格納容器内放射能レベル信号、４２：圧力容器内水位信号、４３：圧力容器内温度信号、４４：主復水器内圧力信号、４５：エアコンプレッサ起動信号、４６：給水ポンプ起動信号、４７：低温水ポンプ起動信号、４８：給水ライン止め弁閉止信号、４９：高温水ライン止め弁開信号、５０：低温水ライン止め弁開信号、５１：蒸気タービン、５２：主蒸気ライン、５３：主蒸気隔離弁、５４：非凝縮性ガス供給ライン下流側開口部
【図１】
0006466704.tif 000002
【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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【図１１】
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【図１２】
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