(57)【要約】【課題】原子炉の配管破断事故時において、弁やポンプ等の機器を操作すること無く自然の力を用いて圧力抑制系の水を格納容器ドライウェルヘ注入し、原子炉冷却を長期的に維持するとともに、格納容器圧力を低下させる。又、熱交換器を用いて原子炉又は格納容器を冷却する緊急時冷却系で懸念される不凝縮ガスによる伝熱劣化の可能性を排除する。【解決手段】内部に水と格納容器ドライウェルと同種の不凝縮ガスを有する圧力抑制タンク（図２の１）をドライウェル（図２の２）と、複数のベント管（図２の３、４）と介して接続する。タンク水量は原子炉容器の全体又は一部を冠水するのに十分な量に設定する。ベント管は図に示すように典型的にはドライウェル上部及び下部と接続し、配管破断時にドライウェル内に流れが停滞した領域が生成されないようにする。ベント管の一部はサイフォン効果を利用してドライウェルヘの水注入を行なうため逆Ｕ字管形状（図２の４）にする。【選択図】図２
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
緊急時冷却用熱交換器を原子炉容器又は原子炉格納容器内に有する原子炉プラントにおいて、格納容器ドライウェルと同圧・同種の不凝縮ガスと、原子炉容器の全体又は一部を冠水するのに十分な量の水とを通常運転時に保持する圧力抑制タンク又はチェンバー、及びその圧力抑制タンク又はチェンバーと格納容器ドライウェルとを接続するための複数本のベント管で構成された格納容器圧力抑制系であって、
原子炉の配管破断事故時に、短期的には、格納容器ドライウェルからベント管を経て圧力抑制タンク又はチェンバーに流入する蒸気流に格納容器ドライウェル内の不凝縮ガスを随伴させ、不凝縮ガスを圧力抑制タンク又はチェンバーに格納し、前記熱交換器の不凝縮ガスによる伝熱阻害を防止し、
更に、長期的には、格納容器ドライウェルにベント管を経て圧力抑制タンク又はチェンバーの保有水を注入して原子炉を冷却するとともに格納容器圧力を低下させることを、運転員の介入や弁操作によらず自然の力のみで行うことを特徴とする格納容器圧力抑制系。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、軽水型原子炉格納容器ドライウェルに接続し、配管破断事故時の原子炉安全確保のためのドライウェルヘの注水、注水による格納容器の減圧、不凝縮ガスによる伝熟阻害の可能性排除という機能を弁やポンプ操作等によらず自然の力のみを利用して受動的に実現するシステムに関するものである。
【０００２】
【従来の技術】
図１に示される従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の圧力抑制系では、配管破断事故時に、原子炉容器（１）から格納容器ドライウェル（２）に放出された蒸気を、ベント管（３）を介して圧力抑制室（４）に導き、圧力抑制室内の水で凝縮させることにより圧力を抑制する。又、スプレー冷却系作動等の理由によりドライウェル圧力が圧力抑制室気相部圧力より低くなる場合には、圧力抑制室からドライウェルに気相が流入するように真空破壊装置（５）が設置されている。
【０００３】
配管破断時に蒸気が圧力抑制室に流入する際、ドライウェルに初期に存在した不凝縮ガス（窒素ガス）は蒸気とともに圧力抑制室に流入し、その気相部に蓄積する。配管破断事故時のドラィウェル圧力Ｐｄｒｙは、不凝縮ガスの圧力抑制室での蓄積による圧力上昇、圧力抑制室水位変化の効果、ベント管出口に加わる水頭、圧力抑制室水面温度の上昇の効果より次式で近似的に計算できる。
【０００４】
【数１】
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【０００５】
ここで、Ｐは圧力、Ｖは気相部体積、ｐは水密度、ｇは重力加速度、Ｌｓｕｐはベント管浸水長さ（図１に表示）、χは初期にドライウェルに存在した不凝縮ガスのうち圧力抑制室に移行する割合、ΔＰｆｒｉｃは、ベント管での流動抵抗、添え字のｓｕｐは圧力抑制室、ｉｎｉは初期状態、ｄｒｙはドライウェル、ｓａｔは水面温度に対応する飽和状態である。ガス温度の変化による影響は簡単のために考慮していない。
【０００６】
緊急時冷却系作動による蒸気凝縮量が格納容器内の蒸気発生量より大きくなると格納容器は減圧を開始する。この減圧によりドライウェル圧力が圧力抑制室圧力より低くなると、真空破壊装置が作動し圧力抑制室のガスはドライウェルに移動するとともに、圧力抑制室に流入する蒸気が無くなりベント管水頭が滅少する。すなわち、式（１）において、χを減少させること、及び、ベント管に沿った水頭ｐｇＬｓｕｂと流動抵抗ΔＰｆｒｉｃをゼロにすることにより、格納容器を減圧する。
【０００７】
本発明の特徴である圧力抑制室での不凝縮ガスの閉じ込め機能に対して、従来の原子炉ではドライウェル内すべての不凝縮ガスを対象にし、この機能を意図的に実現することを狙っている例はない。このため、破断口の位置や大きさに依存し、ドライウェル内に流動が停滞した領域が生成され、その中のガスは、圧力抑制室に流入しない。
【０００８】
本発明の特徴である圧力抑制室からドライウェルヘのサイフォン管を用いた水注入方法に対して、圧力抑制室の水を、事故時に運転員による弁やポンプ等の機器の操作によりドライウェルに注入することは従来より可能であるものの、これまで弁操作やポンプ等を使用せずに自然の力のみを用いて注入する方法は提案されていない。
【０００９】
本発明の特徴である水注入による減圧機能に対して、従来の原子炉では圧力抑制系気相部の体積は水体積より大きいため、機器の操作により水注入を行なったとしてもそれにより圧力が半分以下になることは無い。
【００１０】
【発明が解決しようとする課題】
本発明が解決しようとする課題は、ポンプ等の動的機器の使用や運転員の介入に依存せず自然の力のみを利用し、下記の機能を有する圧力抑制系を実現することにある。
【００１１】
▲１▼  格納容器ドライウェルに、弁操作なしに受動的に圧力抑制室の水を注入し、原子炉冷却を維持するとともに格納容器圧力を低下させる。
▲２▼  不凝縮ガスの存在による熱交換機を用いた緊急時冷却系の大幅な機能低下の可能性が無いように、ドライウェル内の不凝縮ガスを格納する。
【００１２】
【課題を解決するための手段】
図２に示されるように、内部に水と格納容器ドライウェルと同圧・同種の不凝縮ガスを有する圧力抑制タンク又はチェンバー（１）を、格納容器ドライウェル（２）と、複数本のベント管（３）、（４）を介して接続する。タンク又はチェンバー水量は原子炉容器の全体又は一部を冠水するのに十分な量に設定する。ベント管は、配管破損事故時に圧力抑制タンク又はチェンバーに流入する蒸気流がドライウェル内の不凝縮ガスを随伴するように、すなわち、ドライウェル内に流動が停滞した領域が存在しないように、ドライウェル内の複数の揚所と接続する。ベント管（４）の一部はサイフォン効果を利用してドライウェルヘの水注入を行なうため逆Ｕ字管形状にする。逆Ｕ字管を使用することにより、通常運転時には圧力抑制系（タンク又はチェンバー）内に水を保持し、配管破断事故時にはドライウェルに水を注入することが弁操作無しに可能になる。
【００１３】
又、原子炉容器には緊急時原子炉冷却用熱交換器（５ａ）が設けられ、格納容器ドライウェルには緊急時格納容器冷却用熱交換器（５ｂ）が設けられ、それぞれ、緊急時に原子炉容器及びドライウェル内の急激な温度上昇を防ぐために使用される。
【００１４】
【発明の実施の形態】
本発明による圧力抑制系は、熱交換器を用いた緊急時冷却系と組み合わせ、原子炉安全系を構成することにより、その特徴が最大に生かされる。又、本圧力抑制系では格納容器ドライウェルから独立したタンク又は格納容器内の部屋（チェンバー）を用いるが、いづれの場合も作動原理は同じである。これにより、以下の説明では、緊急時冷却系と併用し圧力抑制タンクを用いた場合にいてのみ説明する。
【００１５】
図２に示すシステムで原子炉に直接接続した配管の破断事故が生じると、原子炉からドライウェルに流出した蒸気は、複数のベント管（３）、（４）を通り圧力抑制タンク内の水中で凝縮する。この際、初期にドライウェルに存在した不凝縮ガスは蒸気流とともに圧力抑制タンク（１）に流入し、その気相部に蓄積する。
【００１６】
不凝縮ガスの大部分を蒸気流に随伴させるため、ドライウェル内に流れが停滞した領域が生じないように複数のベント管を配置する。放出される蒸気量は通常、不凝縮ガス量の数十倍程度の体積があることから、時間の経過とともにドライウェル内に不凝縮ガスは存在しなくなり、熱交換器を利用した緊急時冷却系（５ａ）又は（５ｂ）（緊急時原子炉冷却系又は緊急時格納容器冷却系）において不凝縮ガスの存在による伝熱劣化は生じ得ない。
【００１７】
原子炉からの冷却水の放出流量の低下と緊急時冷却系の作動により、時間とともにドライウェル圧力は圧力抑制タンク圧力より低くなり、その差圧が、ベント管頂部とタンク水位間の水頭に相当するまで大きくなると、ベント管からドライウェルヘ水の注入が開始する。注水によりドライウェル内の水位は時間とともに上昇し、原子炉容器の全部又は一部を冠水し原子炉容器外表面は冷却される。
【００１８】
特に、破断口が水封される場合には、原子炉からの冷却材の流出は停止し、炉心水位は長期的に保たれる。圧力抑制タンクからドライウェル内への注水の際、タンク内水位が低下し気相スペースが膨張することから、格納容器ドライウェル圧力はさらに低下する。この滅圧効果を顕著にするためには、圧力抑制タンク内の初期水相部体積を気相部体積より十分に大きくしておく。
【００１９】
タンク内に不凝縮ガスを長期的に格納する必要性は、システム全体の設計に依存するものであり、例えば、減圧後にタンクに格納された不凝縮ガスをドライウェルに戻すような方法も本発明の使用形態の一つである。このためには、タンク水位の低下により最終的に一部のベント管出口が気相中に露出するようにする。
【００２０】
【実施例】
以下に、本発明の好適な実施例を図面に基づいて説明する。図３で示される寸法を有する原子炉及び格納容器ドライウェルに、本圧力抑制系を使用しない場合（ａ）と使用する場合（ｂ）の挙動を、事故解析用計算プログラムの解析結果を用いて説明する。破断条件として２インチ（約５０ｍｍ）口径の配管破断が、格納容器ドライウェル底部から高さ約７ｍで生じた場合（原子炉容器側部破断）と頂部で生じた場合（原子炉容器頂部破断）の二つのケースの計算結果を示す。原子炉は内蔵型蒸気発生器ＳＧを有しており、事故時に蒸気発生器二次側を冷却することにより、原子炉容器及び格納容器ドライウェルの減圧、並びに崩壊熱除去を行なう。初期状態では、格納容器内には、大気圧・常温の不凝縮ガス（窒素ガス）が存在する。
【００２１】
図４では、本圧力抑制系を使用しない場合（ａ）の原子炉容器及び格納容器ドライウェルの圧力と破断流量の解析結果を示す。上記破断により原子炉容器圧力は急激に低下するとともに格納容器ドライウェル圧力は急激に増大する。両ケース（原子炉容器側部破断及び原子炉容器頂部破断）ともに、格納容器最大圧力は３ＭＰａ程度である。格納容器圧力が最大になった後、原子炉容器圧力は格納容器ドライウェル圧力より低くなるため、破断口から、原子炉容器内ヘ格納容器ドライウェル中のガスと水蒸気の混合ガスが流入する。これにより、初期に格納容器ドライウェルに存在した不凝縮ガスが原子炉容器内に流入し蒸気発生器周辺に蓄積する。不凝縮ガスの存在による蒸気発生器の伝熱阻害のために原子炉容器圧力の低下速度は小さくなる。特に、頂部破断の場合、８０００秒以降、約１．２ＭＰａで一定となりそれ以上の減圧は生じていない。
【００２２】
図５では、原子炉容器側部破断条件で、本圧力抑制タンクを使用した場合（ｂ）の同様な計算結果を示す。圧力抑制タンクにより格納容器ドライウェル圧力は約５００秒から約５５００秒まで約０．６ＭＰａに保たれている。この挙動は従来の圧力抑制系の場合と同様である。しかし、５５００秒に圧力抑制タンクからベント管を経て格納容器ドライウェルヘの水の注入が開始すると、圧力抑制タンク内ガスの膨張により格納容器ドライウェル圧力がさらに低下する。
【００２３】
この時、図６に示されるように格納容器ドライウェル水位は上昇し、原子炉容器外面が水で冷却され、約７０００秒に原子炉容器側部の破断口が水封されると、破断口からの水流出はとまる。約５５００秒から破断口が水封される約７０００秒まで、破断口から格納容器内気体が原子炉容器内に吸い込まれるが、図７に示されるように、この間、不凝縮ガスは格納容器ドライウェルにほとんど存在しないため、不凝縮ガスの流入による蒸気発生器ＳＧの伝熱阻害は生じ得ない。
【００２４】
水注入の終了直前に、ベント管出口が圧力抑制タンクで水面より上に露出し、タンク内気相の不凝縮ガスがドライウェル内に戻されるため、約７０００秒以降には格納容器ドライウェル内の不凝縮ガスの重量が緩やかに増大するが、この増大は破断口が水封された後に生じていることから、不凝縮ガスが格納容器ドライウェルから原子炉容器内に流入することがないので、原子炉容器内にある蒸気発生器ＳＧの伝熱性能に影響することはない。
【００２５】
以上に示した本圧力抑制系の特徴をまとめると、圧力が約０．６ＭＰａにほぼ一定に保たれるところは従来型圧力抑制系を用いる場合と同様であるが、１）５５００秒以降に弁操作なしに受動的に水がドライウェルに注入されること、２）このため圧力がさらに低下すること、３）ドラィウェルに初期に存在した不凝縮ガスは、タンクに格納されるため不凝縮ガスによる熱交換器の機能低下の可能性が生じ得ないこと、が本圧力抑制系の特徴である。
【００２６】
【発明の効果】
熱交換器を用いた緊急時冷却系と圧力抑制系を併用する安全系において、従来のものより体積の小さな圧力抑制系を用いて配管事故時の長期的な圧力をより低く保つことができる。特に、本圧力抑制系と緊急時冷却系のみを用いて原子炉安全系を構成することも可能であり、安全注入系の削除など安全系を大幅に簡素化することができる。不凝縮ガスの影響を排除できることから、緊急時冷却系用の熱交換器をより小型にすることが可能になる。これら格納容器及び熱交換器の小型化や安全系の簡素化は原子炉の経済性向上に役立つ。本圧力抑制系は、ポンプ等の動的機器や運転員による弁操作等をまったく必要とせずに、自然の力のみを利用して作動することから、その信頼性は極めて高く、安全性の向上が期待できる。さらに破断口水封による炉心冷却維持等の安全確保原理が理解しやすいことから原子炉の社会的受容性増大に役立つ。
【図面の簡単な説明】
【図１】圧力抑制系に関する従来の技術を説明する図である。
【図２】本発明の圧力抑制系の構造及び作動原理を説明する図である。
【図３】本発明の圧力抑制系の特徴を示すための解析に使用する原子炉システムを示す図である。
【図４】本発明の圧力抑制系を使用しない場合の圧力挙動の例を示す図である。
【図５】本発明の圧力抑制系を使用する場合の圧力挙動の例を示す図である。
【図６】本発明の圧力抑制系を使用する場合のドライウェル水位挙動の例を示す図である。
【図７】本発明の圧力抑制系を使用する場合のドライウェル内不凝縮ガス重量変化の例を示す図である。
【図１】
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【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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