(57)【要約】【課題】ドライウエル（１８）と、サプレッションチャンバ（１４）と、ほぼ垂直に延びるベント管（２８）とを備え、ベント管の上端がドライウエルに接続され、下端がサプレッションチャンバにおける冷却液（２０）内に浸かっている原子力設備のコンテインメント（１０）を、事故発生時にサプレッションチャンバの底および壁にかかる圧縮荷重がかなり減少するよう改良する。【解決手段】ベント管の下端が湾曲部分（２８ｃ）と流出ノズル（２８ｄ）とを有し、湾曲部分が、その下端がサプレッションチャンバにおける冷却液内に斜めに浸かるような湾曲角（２８ｅ）を有し、流出ノズル（２８ｄ）が、サプレッションチャンバの底に向けて閉ざされた流出開口を有する。【選択図】図１
2004191377.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
ドライウエル（１８）と、サプレッションチャンバ（１４）と、垂直に延びるベント管（２８）とを備え、ベント管（２８）の上端がドライウエル（１８）に接続され、下端がサプレッションチャンバ（１４）における冷却液（２０）内に浸かっている原子力設備のコンテインメント（１０）において、ベント管（２８）の下端が湾曲部分（２８ｃ）と流出ノズル（２８ｄ）とを有し、湾曲部分（２８ｃ）が、その下端がサプレッションチャンバ（１４）における冷却液（２０）内に斜めに浸かるような湾曲角（２８ｅ）を有し、流出ノズル（２８ｄ）が、サプレッションチャンバ（１４）の底に向けて閉ざされた流出開口を有することを特徴とする原子力設備のコンテインメント。
【請求項２】
ベント管（２８）の流出ノズル（２８ｄ）が、サプレッションチャンバ（１４）の底の側がサプレッションチャンバ（１４）の底と反対の側より長くされた管部材により形成されたことを特徴とする請求項１記載のコンテインメント。
【請求項３】
ベント管（２８）の湾曲部分（２８ｃ）の湾曲角（２８ｅ）が７０〜８５°であり、湾曲部分（２８ｃ）の下端が、サプレッションチャンバ（１４）における冷却液（２０）内に斜め下向きに浸かっていることを特徴とする請求項１又は２記載のコンテインメント。
【請求項４】
湾曲部分（２８ｃ）の湾曲角（２８ｅ）が８２°であることを特徴とする請求項３記載のコンテインメント。
【請求項５】
ベント管（２８）の主要部分がサプレッションチャンバ（１４）の壁（３８）に埋設されたことを特徴とする請求項１から４の１つに記載のコンテインメント。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は原子力設備のコンテインメントに関する。
【背景技術】
【０００２】
特許文献１に、沸騰水形原子炉に対する革新的な建設・安全構想が開示されている。そこに記載された沸騰水形原子炉では、原子炉圧力容器をコンテインメントの中央に配置している。沸騰水形原子炉を緊急冷却するために、原子炉圧力容器の横に、密閉サプレッションチャンバとその上に配置された水浸し系水槽を備えている。この水槽は、コンテインメントの原子炉圧力容器が配置された中央部に向けて開き、該部分と共にドライウエルを形成している。水浸し系水槽の上側、即ちドライウエル又はコンテインメントの上部に、所謂建屋凝縮器が配置されている。この凝縮器は、コンテインメントの上側に配置された冷却水槽内の冷却液に接続され、ドライウエルから熱を放出する機能を果たしている。
【０００３】
建屋凝縮器の効率は、窒素や水素等の非凝縮性ガスの存在に敏感に反応し、非凝縮性ガスは建屋凝縮器の性能を悪くする。その水素は特に最大事故時に発生する。ドライウエル内に万一存在する蒸気の熱は、冷却水槽に放出せねばならない。水素はその小さな比重のためにドライウエルの上部に溜まり、建屋凝縮器の周囲で非凝縮性ガスの濃度が高まり、コンテインメント内の圧力を上昇させる。
【０００４】
事故発生時にドライウエルから熱を放出する、即ちドライウエルから非凝縮性ガスを放出すべく、ドライウエルを、ベント管を経てサプレッションチャンバに接続する構想は公知である。事故発生時にドライウエル内に存在する蒸気は、そのベント管を介して、非凝縮性ガスと共に、サプレッションチャンバに送られる。ベント管がサプレッションチャンバにおける冷却液内に通常数ｍの深さで浸かっているので、蒸気は凝縮され、一緒に運ばれた非凝縮性ガスだけが、サプレッションチャンバ内に留まる。
【０００５】
かかる装置は例えば特許文献１で公知である。該文献１に記載のコンテインメントは、サプレッションチャンバと、ドライウエルと、ドライウエルの上部に配置された建屋凝縮器とを有し、更にドライウエルの上部から非凝縮性ガスをサプレッションチャンバ内に直接的経路で的確に導くべく、ドライウエルの上部をサプレッションチャンバに流れ技術的に接続するベント管を備えている。
【０００６】
従来のベント管は主に垂直に延びる管から成り、その上端はドライウエルに接続され、下端はサプレッションチャンバの冷却液内に浸かっている。該ベント管は、通常約４００〜６００ｍｍの直径を有し、その下端は管軸線に対し直角に切られている。この従来構造の場合、特に大きな流れ開口断面積において、空気ないし窒素が初めて溢流する際の水の押し出しと、溢流過程の最終近くにおける所謂「チャギング（Chugging）」とで、サプレッションチャンバの底並びに側壁を強く荷重する。チャギング時にその圧縮振幅は数バールとなり、チャギングに伴い発生する圧縮荷重が、コンテインメントの建屋構造物に対し設計基準となる。
【特許文献１】独国特許第１９８０９０００号明細書
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００７】
本発明の課題は、原子力設備のコンテインメントを、事故発生時にサプレッションチャンバの底および壁にかかる圧縮荷重がかなり減少されるように、改良することにある。
【課題を解決するための手段】
【０００８】
この課題は、本発明に基づき、垂直に延びるベント管の下端が湾曲部分と流出ノズルとを有し、湾曲部分が、その下端がサプレッションチャンバにおける冷却液内に斜めに浸かるような湾曲角を有し、流出ノズルが、サプレッションチャンバの底に向けて閉ざされた流出開口を有することで解決される。
【０００９】
本発明は、空気や窒素が初めて溢流する際の水の押出し中に、流出空気が本発明に基づいて形成された流出ノズルからほぼ水平に流出するのに伴い広い床面積に分配される故、サプレッションチャンバの底と壁に小さな圧縮荷重しかかからないという考えから出発する。チャギング発生時、僅かな蒸気質量流が流出し、サプレッションチャンバ内に蒸気泡が形成された際、流出ノズルからの流出面が特に冷却液で閉じられている故、サプレッションチャンバ壁の動的圧縮荷重は著しく減少する。これに対し従来の形態では全管断面が常に開いている。本発明者は試験の結果、サプレッションチャンバの底や壁に加わる圧縮荷重が、通常構造のベント管を利用する場合に比べかなり減少することを確認した。
【００１０】
本発明の有利な実施態様では、流出ノズルは、サプレッションチャンバの底の側がサプレッションチャンバの底と反対の側より長くされた管部材により形成され、この結果チャギング中に気泡の急激な衰弱に伴い大きな圧力変化が生ずる蒸気と水との局所的な混合領域が、サプレッションチャンバの底に対して遮蔽される。更に、湾曲部分の湾曲角は、好適には約７０〜８５°、特に約８２°であり、これに伴い湾曲部分の下端は、サプレッションチャンバにおける冷却液内に斜め下向きに浸かっている。
【００１１】
本発明の有利な実施態様では、ベント管の主要部分をサプレッションチャンバの壁に埋設する。かくしてサプレッションチャンバ壁は、ベント管に生ずる全ての力を受け止め、ベント管が万一破損した際に補助的な保護を保証する。更に、この結果従来でサプレッションチャンバ内に露出して設けていたベント管に対する高価な保持構造物が不要になる。
【発明の効果】
【００１２】
本発明による利点は、サプレッションチャンバの底や壁への圧縮荷重に関し、非常に良好な結果をもたらすベント管の全く新しい流出幾何学形状を提供できることにある。特殊形状の流出ノズルを備え、サプレッションチャンバの冷却液内に斜めに浸かったベント管により、広い床面積へのほぼ水平の流出が生じ、流出面積が専ら冷却液で塞がれる。かくして、沸騰水形原子炉の事故発生時に初めに水が押し出される間とチャギング中に、サプレッションチャンバの底および壁にかなり小さな圧縮荷重しか加わらない。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１３】
以下図を参照し、本発明の有利な実施例を詳細に説明する。
【実施例１】
【００１４】
まず、図１と２を参照し、本発明の有利な実施例に係わるコンテインメントの構造を詳細に説明する。次に図３Ａと３Ｂを参照し、本発明のベント管を用いた際にサプレッションチャンバの底にかかる圧縮荷重を、従来のベント管を利用した場合と比べて説明する。
【００１５】
図１において、密閉コンテインメント（格納容器）１０の中央に原子炉圧力容器１２が配置されている。コンテインメント１０内において、原子炉圧力容器１２の横に、サプレッションチャンバ１４とその上に配置された水浸し系水槽１６が設けられている。水浸し系水槽１６は、コンテインメント１０の内室に向けて上向きに開口している。その内室はドライウエル１８とも呼ばれ、水浸し系水槽１６と共に共通の圧力室を形成している。
【００１６】
サプレッションチャンバ１４と水浸し系水槽１６は、夫々部分的に冷却液２０、特に水で充填レベル２２迄満たされている。水浸し系水槽１６の最大充填レベル２２は、オーバーフロー管２４の上端で定まる。オーバーフロー管２４は水浸し系水槽１６をサプレッションチャンバ１４に接続し、サプレッションチャンバ１４の冷却液２０内に開口している。この結果、冷却液２０は最大充填レベル２２の超過時、水浸し系水槽１６からサプレッションチャンバ１４に流出する。更に、水浸し系水槽１６は、水浸し管２６を経て原子炉圧力容器１２に接続され、緊急時原子炉圧力容器１２に十分な冷却液２０を供給する。
【００１７】
サプレッションチャンバ１４はドライウエル１８に対し密封されている。サプレッションチャンバ１４は１つ又は複数のベント管２８だけでドライウエル１８と連通している。ベント管２８はサプレッションチャンバ１４における冷却液２０内に浸かり、従ってサプレッションチャンバ１４とドライウエル１８との間で気体交換は行われない。緊急時に、ベント管２８はその中の水柱３０により閉じられ、事故発生時のみ、ドライウエル１８の圧力が上昇した際、蒸気が凝縮すべくベント管２８を経てサプレッションチャンバ１４内に流入する。次に図２を参照し、ベント管２８の詳細な構造と機能を詳述する。
【００１８】
図１の左半部で、コンテインメント１０、従ってドライウエル１８の上部に、建屋凝縮器３２が配置されている。該凝縮器３２は熱交換管付きの熱交換器として形成され、コンテインメント１０の外で、その天井３６上に配置された冷却水槽３４に流れ技術的に接続されている。建屋凝縮器３２はコンテインメント１０の内部における雰囲気から熱を吸収して冷却水槽３４に導き、その結果、コンテインメント１０から熱が外気に放出される。
【００１９】
事故発生時に、例えばコンテインメント１０内における蒸気管が破損し、それに伴って蒸気がコンテインメント１０内に漏出した場合、或いは冷却材が喪失した場合、コンテインメント１０内における温度および圧力が増大する。図１では建屋凝縮器３２および水浸し管２６付き水浸し系水槽１６しか示されていない種々の緊急冷却装置を介して、コンテインメント１０内における事故発生時の最終圧力が、確実に許容限界値を超過しないようにされている。これは、まず第１に、蒸気の冷却および凝縮によって達成される。この場合、コンテインメント１０から熱を外に放出する建屋凝縮器３２が重要な働きをする。
【００２０】
事故の経過中に、事情によっては、例えば水素或いは空気や窒素などの不活性ガスのような非凝縮性ガスが発生される。この非凝縮性ガスは、コンテインメント１０の上部に、即ちドライウエル１８の上部に溜まり濃くなる。その非凝縮性ガスは、ドライウエル１８の上部に集まり、コンテインメント１０内における圧力を上昇させる。ドライウエル１８における圧力が所定の圧力に達した際、蒸気が非凝縮性ガスと共に、ベント管２８を通って、その中の水柱３０の圧力に打ち勝って、サプレッションチャンバ２４内に流入する。一緒に運ばれた蒸気は、サプレッションチャンバ１４内で冷却され、凝縮され、他方、非凝縮性ガスはサプレッションチャンバ１４内に留まる。
【００２１】
原則的に非凝縮性ガスは、これが建屋凝縮器３２の熱交換性を著しく低下させる故、建屋凝縮器３２の効率を悪くする。建屋凝縮器３２は、非凝縮性ガスが存在する場合、存在しない場合に比べ、冷却水槽３４内の蒸気からの単位時間および単位面積毎の吸収熱が非常に少ない。この非凝縮性ガスがベント管２８を経て建屋凝縮器３２の周囲から排出されるため、建屋凝縮器３２は飽和蒸気に対し設計できる。従って建屋凝縮器３２は、非凝縮性ガスが存在する場合に十分な熱の放出のために必然的に必要な特殊な形状の広い伝熱面が不要となる。従って、建屋凝縮器３２は、単純、コンパクト且つ安価に形成できる。
【００２２】
次に図２の概略図を参照して、サプレッションチャンバ１４に通じる本発明に基づくベント管２８の構造とその機能について詳細に説明する。
【００２３】
事故の発生に伴いドライウエル１８内の圧力が上昇した際、該ドライウエル１８から非凝縮性ガスと共に蒸気がベント管２８を経てサプレッションチャンバ１４に流入する。この際、従来のベント管、即ち垂直に延び下端を管軸線に対し直角に切ったベント管を用いると、図３Ｂに示す如く、サプレッションチャンバ１４の底と壁に、空気の溢流開始時に水を押し出す際、２バール迄の圧力がかかり、所謂「チャギング（Chugging）」時、即ち空気溢流過程の終了近くでサプレッションチャンバ１４内に蒸気泡が生じた際、１０バール迄の圧力がかかる。前記チャンバ１４の底と壁へのこの大きな圧縮荷重を減少すべく、本発明に基づくコンテインメント１０のベント管２８は、次のように構成されている。
【００２４】
ベント管２８は垂直に延びる主要部分２８ａを有し、その上端にドライウエル１８の内部に位置する流入開口２８ｂを備えている。ベント管２８の垂直部分２８ａの下端に、湾曲部分２８ｃが続く。該部分２８ｃは、好適には約７０〜８５°、特に約８２°の曲率角２８ｅを持つ湾曲管部分である。ベント管２８はこの部分２８ｃにより、サプレッションチャンバ１４における冷却液２０の充填レベルの下側で、冷却液中に僅か斜め下向に突出している。湾曲部分２８ｃの下端に、流出ノズル２８ｄがあり、該ノズル２８ｄは、図示の実施例では、サプレッションチャンバ１４の底の側における長さがサプレッションチャンバ１４の底と反対側における長さよりかなり長い真っ直ぐな管部分からなっている。
【００２５】
ベント管２８がこのように湾曲部分２８ｃと特別な流出ノズル２８ｄを備えることで、事故発生時、それに続く水の押し出し中と後続のチャギング中に、サプレッションチャンバ１４の底と壁にかなり低い圧縮荷重しかかからないことが予期される。これは実験により、その結果が図３Ａの線図で示すように確認されている。発生する圧縮荷重は、全時間にわたり、約１バールより低い範囲にある。即ち従来のベント管の場合における最初の最大２バールおよび最終近くの１０バール迄の圧縮荷重（図３Ｂ参照）よりかなり低い。
【００２６】
従来のコンテインメント１０と異なり、ベント管２８はまたサプレッションチャンバ内に保持構造物によって保持されていない。その代わり、ベント管２８の主要部、特に垂直に延びる部分２８ａと湾曲部分２８ｃの大部分が、サプレッションチャンバのコンクリート壁に埋設されている。この結果、サプレッションチャンバ１４の壁３８は、ベント管に生ずる全ての力を受け止め、万一ベント管２８が破損した際に補助的に保護する。
【００２７】
全体として本発明は、従来のベント管の場合よりもサプレッションチャンバの底および壁にかなり低い圧縮荷重しか与えないベント管を有する原子力設備のコンテインメント１０を提供する。この結果、コンテインメントの安全性が高まり、コンテインメントの建屋構造物についての要件が緩和される。
【産業上の利用可能性】
【００２８】
以上、本発明の有利な実施例について説明したが、本発明は、勿論、当該技術者によって、種々に変更された形態で実施でき、その形態も本発明の従属請求項で規定された保護範囲にある。特に、流出ノズルの形成は、上述した両側面の長さが異なった真っ直ぐな管による形成に限定されない。流入ノズルの形成にとって重要なことはただ、流出ノズルによって得られるベント管を通って流れる媒体の流出作用にある。更に、垂直の主要部分と湾曲部分と流出ノズルとから成るベント管は、一体で構成されるか、或いは別個に作られ続いて互いに気密に結合される複数の部品から構成される。
【図面の簡単な説明】
【００２９】
【図１】本発明に基づく沸騰水形原子炉のコンテインメントの概略断面図。
【図２】コンテインメントのサプレッションチャンバおよびベント管の詳細断面図。
【図３Ａ】事故発生時にサプレッションチャンバの底にかかる圧縮荷重の測定結果を表す線図。
【図３Ｂ】従来通常のベント管を利用した場合の事故発生時においてサプレッションチャンバの底にかかる圧縮荷重の測定結果を表す線図。
【符号の説明】
【００３０】
１０  コンテインメント、１２  原子炉圧力容器、１４  サプレッションチャンバ、１６  水浸し系水槽、１８  ドライウエル、２０  冷却液、２２  充填レベル、２４  オーバーフロー管、２６  水浸し管、２８  ベント管、２８ａ  ベント管の主要部分、２８ｂ  ベント管の流入開口、２８ｃ  湾曲部分、２８ｄ  流出ノズル、２８ｅ  湾曲角、３０  水柱、３２  建屋凝縮器、３４  冷却水槽、３６  コンテインメントの天井、３８  サプレッションチャンバのコンクリート壁
【図１】
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【図２】
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【図３Ａ】
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【図３Ｂ】
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