(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉を格納する原子炉格納容器内に配設されたｐＨ調整装置であって、
ｐＨ調整剤と、
前記ｐＨ調整剤を内包するバスケットと、
前記バスケットを内部に収容すると共に、前記ｐＨ調整剤を溶解または希釈させる溶媒が流入するための流入口および前記ｐＨ調整剤が前記溶媒に溶解または混合したｐＨ調整溶液が流出するための流出口が形成されたバスケット収容容器と、を備え、
前記バスケット収容容器の前記流出口は、オーバーフロー管により構成され、
前記オーバーフロー管は、その始端が前記バスケット収容容器の底部に位置することを特徴とするｐＨ調整装置。
【請求項２】
前記オーバーフロー管は、その終端が、前記原子炉格納容器内に配設されると共に冷却水を貯留可能な内部貯水槽に接続されていることを特徴とする請求項１に記載のｐＨ調整装置。
【請求項３】
前記内部貯水槽は、前記バスケット収容容器の下方に配設されていることを特徴とする請求項２に記載のｐＨ調整装置。
【請求項４】
前記オーバーフロー管に設けられると共に前記オーバーフロー管の管路内を大気開放するためのベント管を更に有していることを特徴とする請求項１ないし３のいずれか１項に記載のｐＨ調整装置。
【請求項５】
前記バスケット収容容器の前記流入口は、前記バスケット収容容器の上面を開口した開口部であることを特徴とする請求項１ないし４のいずれか１項に記載のｐＨ調整装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉格納容器内に格納された原子炉の異常時において、原子炉格納容器内のｐＨを調整するｐＨ調整装置に関するものである。
【背景技術】
【０００２】
従来の原子力発電プラントとして、加圧水型原子炉を備えたものが知られており、この原子力発電プラントにおいて、加圧水型原子炉や蒸気発生器等の一次冷却系統は、原子炉格納容器に格納されている（例えば、非特許文献１参照）。このとき、異常事態を想定して、原子炉格納容器周りには、原子炉格納容器内にスプレイ水を散布するスプレイ設備が設けられている。
【０００３】
図１０に示すように、このスプレイ設備は、原子炉格納容器の外部に配設されると共に水源となる燃料取替用水タンクと、原子炉格納容器内に配設されたスプレイリングと、燃料取替用水タンクとスプレイリングとを接続する第１スプレイ配管と、第１スプレイ配管に介設されたスプレイポンプとを備えている。また、このスプレイ設備には、原子炉格納容器内の底部に設けられると共に散布されたスプレイ水を貯留する格納容器再循環サンプが設けられており、格納容器再循環サンプは、燃料取替用水タンクとスプレイポンプとの間の第１スプレイ配管に第２スプレイ配管を介して接続されている。
【０００４】
ここで、仮に異常事態が発生したと想定すると、蒸発した一次冷却材（軽水）により原子炉格納容器内の圧力は高くなってしてしまう。このとき、スプレイ設備が作動することで、具体的には、スプレイポンプを駆動させ、燃料取替用水タンクからスプレイリングを介して原子炉格納容器内にスプレイ水を散布することで、原子炉格納容器内は冷却され、これにより、原子炉格納容器内の圧力を低減させている。この後、散布されたスプレイ水は格納容器再循環サンプに貯留すると共に、貯留したスプレイ水は、第２スプレイ配管を通って、再びスプレイリングから散布される。つまり、スプレイ設備は、スプレイ水が原子炉格納容器内で循環するように構成されている。
【０００５】
また、スプレイ設備には、蒸発した軽水に含まれる放射性ヨウ素を除去すべく、ヨウ素除去薬品を貯留するヨウ素除去薬品タンクと、第１スプレイ配管に介設したスプレイエダクタと、ヨウ素除去薬品タンクとスプレイエダクタとを接続する薬品注入流路と、薬品注入流路に介設された開閉弁とが設けられている。これにより、異常時において、開閉弁を開放し、スプレイエダクタを介して第１スプレイ配管にヨウ素除去薬品を注入することでヨウ素除去薬品とスプレイ水とを混合させ、これを原子炉格納容器内に散布することで原子炉格納容器内の放射性ヨウ素を除去している。
【０００６】
この場合、ヨウ素除去薬品として、一般的に強アルカリの苛性ソーダが使用されているため、薬品の管理・運用および薬品注入ライン弁の試験の負担を軽減するべく、以下に示すｐＨ調整方式も採用されている。
【０００７】
例えば、リン酸三ナトリウム（ＴＳＰ）等のｐＨ調整剤を収めたメッシュのバスケットを、原子炉格納容器内の外周壁付近の基礎レベル（格納容器再循環サンプの床上）に、配置するものが知られている（例えば、非特許文献２参照）。この構成によれば、異常時において、スプレイ設備によりスプレイ水が散布されると、格納容器再循環サンプはスプレイ水で満たされる。すると、格納容器再循環サンプの床上に配設したバスケットは水没し、バスケットの内部に納められたｐＨ調整剤がメッシュを介してスプレイ水に溶け出す。この後、ｐＨ調整剤が溶け出したスプレイ水を、スプレイ設備により原子炉格納容器内で循環させることにより、原子炉格納容器内のｐＨを調整することが可能となる。そして、原子炉格納容器内のｐＨを調整することにより、放射性ヨウ素を溶液中に留めることができる。
【０００８】
また、原子炉格納容器内のｐＨを調整することにより、原子炉格納容器内の構造材料や各種機器の耐久力の低下を抑制することができる。つまり、軽水には、核分裂反応により発生した中性子を減速すべく、ホウ酸が溶解されているため、軽水はｐＨが低く酸性となっている。そして、再循環水は、事故後長期に渡り再循環を行う機器・配管の材料の耐久力を低下させてしまう虞がある。しかしながら、原子炉格納容器内のｐＨが中性となるように調整することにより、機器や配管の耐久力の低下を抑制することができる。
【０００９】
【非特許文献１】「玄海原子力発電所  原子炉設置変更許可申請書（３、４号原子炉施設の変更）」、九州電力株式会社、平成２年４月、添付書類八  p. 8-5-8〜8-5-10およびp. 8-5-18
【非特許文献２】J. A. Reinhart Site Director/Fort Calhoun Station 、「Fort Calhoun Station, Unit No.1 License Amendment Request(LAR) “Change of Containment Building Sump Buffering Agent from Trisodium Phosphate to Sodium Tetraborate”」、[online]、２００６年８月２１日、U.S.NRC、[２００７年１０月１７日検索]、インターネット〈URL:http://www.nrc.gov/  →  Electronic Reading Room を選択  →  Documents in ADAMS を選択  →  Web-based access を選択  →  Begin ADAMS Search を選択  →  「ML062340039」を入力  →  Rank 5. (80) を選択〉
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００１０】
しかしながら、原子力発電プラントにおいて、設計上、格納容器再循環サンプの床上に上記のバスケットを設置することが困難な場合がある。例えば、常時、格納容器の底部に設置される貯水槽にホウ酸水が満たされている場合や、格納容器再循環サンプの床上にバスケットを配置するスペースが確保できない場合等である。
【００１１】
そこで、本発明は、内部貯水槽の床上にバスケットを配設することが困難であっても、原子炉格納容器内におけるｐＨ調整を好適に行うことができるよう、事故後の原子炉格納容器内の水没水位より高い位置に配設可能なｐＨ調整装置を提供することを課題とする。
【課題を解決するための手段】
【００１２】
本発明のｐＨ調整装置は、原子炉を格納する原子炉格納容器内に配設されたｐＨ調整装置であって、ｐＨ調整剤と、ｐＨ調整剤を内包するバスケットと、バスケットを内部に収容すると共に、ｐＨ調整剤を溶解または希釈させる溶媒が流入するための流入口およびｐＨ調整剤が溶媒に溶解または混合したｐＨ調整溶液が流出するための流出口が形成されたバスケット収容容器とを備えたことを特徴とする。
【００１３】
この場合、バスケット収容容器の流出口は、オーバーフロー管により構成され、オーバーフロー管は、その始端がバスケット収容容器の底部に位置することが、好ましい。
【００１４】
また、この場合、オーバーフロー管は、その終端が、原子炉格納容器内に配設されると共に冷却水を貯留可能な内部貯水槽に接続されていることが、好ましい。
【００１５】
また、この場合、内部貯水槽は、前記バスケット収容容器の下方に配設されていることが、好ましい。
【００１６】
また、これらの場合、オーバーフロー管に設けられると共にオーバーフロー管の管路内を大気開放するためのベント管を更に有していることが、好ましい。
【００１７】
また、これらの場合、バスケット収容容器の流入口は、バスケット収容容器の上面を開口した開口部であることが、好ましい。
【発明の効果】
【００１８】
請求項１のｐＨ調整装置によれば、ｐＨ調整剤を内包するバスケットをバスケット収容容器に収容した状態で、流入口を介してバスケット収容容器に溶媒を流入させることで、溶媒にバスケットを水没させることができる。つまり、ｐＨ調整剤を溶媒に水没させることで、ｐＨ調整剤を溶媒に溶解または混合させることができ、これにより、ｐＨ調整溶液を生成することができる。そして、生成されたｐＨ調整溶液は、流出口を介して流出させることができる。このとき、生成されたｐＨ調整溶液は、例えば、下方の内部貯水槽へ向けて自由落下により流入させることができるため、開閉弁やポンプ等の駆動系を用いる必要が無い。つまり、バスケット収容容器に溶媒を注入するだけで、内部貯水槽へｐＨ調整溶液を供給することができる。このため、駆動系の作動不良によるｐＨ調整溶液の供給不良を引き起こすことが無いため、ｐＨ調整装置の信頼性を向上させることができる。なお、バスケットはメッシュ等を用いて構成されることが好ましい。以上により、バスケットを、内部貯水槽の上方に配設することが可能となり、また、ｐＨ調整溶液を内部貯水槽に流入させることができるため、原子炉格納容器内におけるｐＨ調整を好適に行うことができる。すなわち、内部貯水槽の床上にバスケットを配設するスペースが無くても、内部貯水槽の上方であれば、バスケットを任意の位置に配設することができる。このとき、原子炉格納容器内の空きスペースにｐＨ調整装置を配設することが好ましい。これによれば、空きスペースを有効活用することができ、既存の構成を変更することなくｐＨ調整装置を配設することができる。なお、ｐＨ調整剤は、固形状のものに限らず、液状のものも含む意である。
【００１９】
請求項２のｐＨ調整装置によれば、流出口をオーバーフロー管で構成し、オーバーフロー管の始端をバスケット収容容器の底部に位置させることで、底部に滞留しやすい高濃度のｐＨ調整溶液を内部貯水槽へ向けて流出させることができる。つまり、ｐＨ調整溶液は、濃度が高ければ高いほど下方へ移動する。このため、上記構成とすることで、濃度が高いｐＨ調整溶液をバスケット収容容器の底部に滞留させることなく、良好にｐＨ調整溶液を流出させることができる。
【００２０】
請求項３のｐＨ調整装置によれば、オーバーフロー管の終端が内部貯水槽に接続されているため、ｐＨ調整溶液を内部貯水槽へ適切に導くことができる。
【００２１】
請求項４のｐＨ調整装置によれば、内部貯水槽の上方にバスケット収容容器を配設することができるため、生成されたｐＨ調整溶液は、流出口を介して、下方の内部貯水槽へ向けて自由落下により流入させることができる。
【００２２】
請求項５のｐＨ調整装置によれば、オーバーフロー管の管路内を大気開放するベント管を備えているため、オーバーフロー管が溶媒で満たされることによるサイフォン効果を発生させることがない。
【００２３】
請求項６のｐＨ調整装置によれば、バスケット収容容器に降りかかる冷却水が、開口部（流入口）を介して、直接バスケットに降りかかることが可能となる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００２４】
以下、添付した図面を参照して、本発明にかかるｐＨ調整装置を適用した原子力発電プラントについて説明する。なお、以下の実施例によりこの発明が限定されるものではない。
【実施例１】
【００２５】
本実施例にかかる原子力発電プラントは、原子炉として加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）が用いられている。加圧水型の原子力発電プラントは、原子炉において、一次冷却材となる軽水を加熱した後、高温となった軽水をポンプにより蒸気発生器に送る。そして、原子力発電プラントは、蒸気発生器において、高温となった軽水を、二次冷却材と熱交換させることにより二次冷却材を蒸発させ、蒸発した二次冷却材（蒸気）をタービンに送って発電機を駆動させることにより、発電を行っている。
【００２６】
ここで、図１は、本実施例にかかる原子力発電プラントを表した概略構成図であり、図２は、本実施例にかかるｐＨ調整システムを表した概略構成図である。また、図３は、原子炉格納容器の側面断面図であり、図４は、原子炉格納容器の平面断面図である。さらに、図５は、本実施例にかかるｐＨ調整装置の概略構成図である。以下、図１を参照して、原子力発電プラントの構成について説明する。
【００２７】
図１に示すように、原子力発電プラント１は、原子炉５と、コールドレグ６ａおよびホットレグ６ｂから成る一対の冷却材配管６ａ，６ｂを介して原子炉５に接続された蒸気発生器７とを有している。また、一対の冷却材配管６ａ，６ｂのホットレグ６ｂには、加圧器８が介設されると共に、コールドレグ６ａには、冷却材ポンプ９が介設されている。そして、原子炉５、一対の冷却材配管６ａ，６ｂ、蒸気発生器７、加圧器８および冷却材ポンプ９により、原子力発電プラント１の一次冷却系統３が構成され、これらは、原子炉格納容器１０に収容されている。
【００２８】
上記の構成において、一次冷却材となる軽水は、原子炉５からホットレグ６ｂを通って蒸気発生器７に流入し、この後、蒸気発生器７内を通過して流出した軽水は、コールドレグ６ａを通って原子炉５内に流入する。つまり、軽水は、原子炉５と蒸気発生器７との間を循環している。また、軽水には、原子炉５の核分裂反応により発生した中性子を減速すべく、ホウ酸が溶解されており、軽水は酸性となっている。つまり、軽水は、冷却材および中性子減速材として用いられている。
【００２９】
原子炉５は、上記したように加圧水型原子炉であり、その内部は軽水で満たされている。そして、原子炉５内には、多数の燃料集合体１５が収容されると共に、燃料集合体１５の核分裂を制御する多数の制御棒１６が各燃料集合体１５に挿入可能に設けられている。
【００３０】
制御棒１６により核分裂反応を制御しながら燃料集合体１５を核分裂させると、この核分裂により熱エネルギーが発生する。発生した熱エネルギーは軽水を加熱し、加熱された軽水は、ホットレグ６ｂを介して蒸気発生器７へ送られる。一方、コールドレグ６ａを介して蒸気発生器７から送られてきた軽水は、原子炉５内に流入して、原子炉５内を冷却する。
【００３１】
ホットレグ６ｂに介設された加圧器８は、高温となった軽水を加圧することにより、軽水の沸騰を抑制している。また、蒸気発生器７は、高温高圧となった軽水を、二次冷却材と熱交換させることにより、二次冷却材を蒸発させて蒸気を発生させ、且つ、高温高圧となった軽水を冷却している。冷却材ポンプ９は、一次冷却系統３において軽水を循環させており、軽水を蒸気発生器７からコールドレグ６ａを介して原子炉５へ送り込むと共に、軽水を原子炉５からホットレグ６ｂを介して蒸気発生器７へ送り込んでいる。
【００３２】
ここで、原子力発電プラント１の一次冷却系統３における一連の動作について説明する。原子炉５内の核分裂反応により発生した熱エネルギーにより、軽水が加熱されると、加熱された軽水は、冷却材ポンプ９によりホットレグ６ｂを介して蒸気発生器７に送られる。ホットレグ６ｂを通過する高温の軽水は、加圧器８により加圧されることで沸騰が抑制され、高温高圧となった状態で、蒸気発生器７に流入する。蒸気発生器７に流入した高温高圧の軽水は、二次冷却材と熱交換を行うことにより冷却され、冷却された軽水は、冷却材ポンプ９によりコールドレグ６ａを介して原子炉５に送られる。そして、冷却された軽水が原子炉５に流入することで、原子炉５が冷却される。
【００３３】
また、原子力発電プラント１は、蒸気管２１を介して蒸気発生器７に接続されたタービン２２と、タービン２２に接続された復水器２３と、復水器２３と蒸気発生器７とを接続する復給水管２６に介設された給水ポンプ２４と、を有しており、これらにより二次冷却系統２０が構成されている。そして、二次冷却系統２０を循環する二次冷却材は、蒸気発生器７において蒸発して気体（蒸気）になると共に、復水器２３において気体から液体に戻される。なお、上記のタービン２２には、発電機２５が接続されている。
【００３４】
蒸気管２１を介して蒸気発生器７から蒸気がタービン２２に流入すると、タービン２２は回転を行う。タービン２２が回転すると、タービン２２に接続された発電機２５は、発電を行う。この後、タービン２２から流出した蒸気は復水器２３に流入する。復水器２３は、その内部に冷却管２７が配設されており、冷却管２７の一方には冷却水（例えば、海水）を供給するための取水管２８が接続され、冷却管２７の他方には冷却水を排水するための排水管２９が接続されている。そして、復水器２３は、タービン２２から流入した蒸気を冷却管２７により冷却することで、蒸気を液体に戻している。液体となった二次冷却材は、給水ポンプ２４により復給水管２６を介して蒸気発生器７に送られる。蒸気発生器７に送られた二次冷却材は、蒸気発生器７において一次冷却材と熱交換を行うことにより再び蒸気となる。
【００３５】
ところで、原子力発電プラント１には、異常事態を想定して、原子炉格納容器１０内を冷却すると共に、放射性ヨウ素の揮発や構造材料等の耐久力の低下を抑制するためのｐＨ調整システム３０が組み込まれている。以下、図２ないし図５を参照して、ｐＨ調整システム３０について説明する。
【００３６】
このｐＨ調整システム３０は、上記したように、異常時において、原子炉格納容器１０の内部を冷却すると共に、放射性ヨウ素の揮発や構造材料等の耐久力の低下を抑制するためのものである。図２および図３に示すように、ｐＨ調整システム３０は、上記の原子炉格納容器１０と、原子炉格納容器１０内の底部に設けられた燃料取替用水ピット３５（内部貯水槽）と、燃料取替用水ピット３５に貯留されたホウ酸水（冷却水および溶媒）を原子炉格納容器１０の内部に散布可能なスプレイ設備３６（溶媒注入手段および散布手段）と、原子炉格納容器１０内のｐＨを調整するための３つのｐＨ調整装置３７とを備えている。
【００３７】
図３に示すように、原子炉格納容器１０は、中空半球状に形成された容器天井部４０と、有底円筒状に形成された容器本体部４１とで一体に構成されており、上記した原子炉５、一対の冷却材配管６ａ，６ｂ、蒸気発生器７、加圧器８および冷却材ポンプ９を内部に格納している。原子炉５は、原子炉格納容器１０の中央に配設されており、原子炉５の両側に、例えば、２つの蒸気発生器７が隣接して配設されている。また、原子炉格納容器１０の容器本体部４１の上方には、その内壁に沿って上面視蹄鉄状に形成された点検架台４２が配設されており（図４参照）、点検架台４２はグレーチング等により構成されている。なお、この点検架台４２には、３つのｐＨ調整装置３７が配設されている。また、原子炉格納容器１０の内部は、後述するスプレイリング４５から散布されたホウ酸水が上記の燃料取替用水ピット３５に返流するように構成されている。
【００３８】
燃料取替用水ピット３５は、原子炉格納容器１０の底部に配設され、原子炉格納容器１０の内壁に沿って周方向に上面視蹄鉄状に配設されており（図４参照）、その内部はホウ酸水により常時満たされている。通常、このホウ酸水は、上記の燃料集合体１５を取り替える際に用いられるが、原子炉５の異常時において、このホウ酸水は、原子炉格納容器１０内を冷却する冷却水としても用いられる。なお、このホウ酸水は、後述するｐＨ調整剤の溶媒としても用いられる。また、燃料取替用水ピット３５は、上記の構成に限らず、複数の燃料取替用水ピットを原子炉格納容器１０の内壁に沿って周方向に等間隔となるように配設しても良い。
【００３９】
図２に示すように、スプレイ設備３６は、原子炉格納容器１０内の容器天井部４０に設けられた４つのスプレイリング４５，４５，４５，４５（図３参照）と、４つのスプレイリング４５，４５，４５，４５と燃料取替用水ピット３５とを接続するスプレイ配管４７と、スプレイ配管４７に介設されたスプレイポンプ４６と、を有している。
【００４０】
図３に示すように、各スプレイリング４５は、それぞれ径が異なるリング状に形成されており、４つのスプレイリング４５，４５，４５，４５は、その中心を合わせた状態で中心軸方向に平行に配設されると共に、天井側から底側へ向けて径が大きくなるように配設されている。つまり、容器天井部４０の最上位に位置するスプレイリング４５の径が一番小さく、最下位に位置するスプレイリング４５ｄの径が一番大きくなっている。スプレイポンプ４６は、燃料取替用水ピット３５に貯留されたホウ酸水を汲み上げて、４つのスプレイリング４５，４５，４５，４５に供給している。
【００４１】
図４に示すように、３つのｐＨ調整装置３７は、点検架台４２の任意の位置にそれぞれ配設されると共に、容器本体部４１の内壁に添設され、容器本体部４１の周方向に間隔をあけて配設されている。すなわち、３つのｐＨ調整装置３７は、燃料取替用水ピット３５の上方に配設されると共に、最下位のスプレイリング４５ｄの直下に配設されている（図３参照）。これにより、各ｐＨ調整装置３７は、最下位のスプレイリング４５ｄの散水ノズルの散水位置に配設される。
【００４２】
図５に示すように、各ｐＨ調整装置３７は、ｐＨ調整剤と、ｐＨ調整剤を内包する複数のバスケット５０（図５では１つ）と、複数のバスケット５０を収容するバスケット収容容器５１と、バスケット収容容器５１に設けられたオーバーフロー管５２と、オーバーフロー管５２に設けられたベント管５３と、を有している。ここで、バスケット収容容器５１に収容されるバスケット５０の収容数は、３つのｐＨ調整装置３７毎に異なっており、用意された計２３のバスケット５０を、例えば、７つ、７つおよび９つに分けて収容されている（図４参照）。
【００４３】
ｐＨ調整剤としては、例えば、四ホウ酸ナトリウム十水和物（ＮａＴＢ）が用いられており、ホウ酸水に溶解し易いように粉末状に構成されている。なお、本実施例では、ｐＨ調整剤としてＮａＴＢを用いたが、これに限らず、リン酸三ナトリウム（ＴＳＰ）等を用いてもよい。
【００４４】
ｐＨ調整剤を内包する各バスケット５０は、直方体状に構成されており、バスケット５０の一部（例えば、上下面や側面）はメッシュを用いて構成されている。これにより、ホウ酸水がバスケット５０の内部まで浸透するため、ｐＨ調整剤を溶解し易くすることができ、また、粉末状のｐＨ調整剤がバスケット５０外に出てしまうことがない。
【００４５】
バスケット収容容器５１は、上面を開口した箱状に形成されると共に、容器本体部４１の内壁に沿うように湾曲して形成されており、その内部には、複数のバスケット５０が収容されている。直上に位置するスプレイリング４５ｄからバスケット収容容器５１へ向けてホウ酸水が散布されると、散布されたホウ酸水は、バスケット５０の上面の開口を介してバスケット収容容器５１の内部に貯留し、内部に収容したバスケット５０を水没させる。すなわち、バスケット５０の上面の開口が、ホウ酸水の流入口となっている。
【００４６】
バスケット収容容器５１の流出口は、オーバーフロー管５２により構成されており、オーバーフロー管５２は、略逆「Ｕ」字状に形成されている。すなわち、オーバーフロー管５２は、その始端がバスケット収容容器５１内の底部に位置しており、この始端からバスケット収容容器５１の内壁に沿って上方に延び、バスケット収容容器５１の側壁上部において水平方向に折れ曲がって側壁上部を貫通する。そして、貫通したオーバーフロー管５２は、バスケット収容容器５１の外壁に沿って下方に延び、その終端が燃料取替用水ピット３５に接続される。また、オーバーフロー管５２の口径は、ホウ酸水により管路内が満たされないような口径となっており、これによりサイフォン効果の発生を抑制するような構成となっている。なお、オーバーフロー管５２は、バスケット収容容器５１に複数配設しても良い。この場合、バスケット収容容器５１に収容されるバスケット５０の数と同数のオーバーフロー管５２を配設することが好ましい。また、複数のオーバーフロー管５２のそれぞれの終端は、原子炉格納容器１０の周方向に設けられた燃料取替用水ピット３５に対し、周方向に間隔をあけて配設をすることが好ましい。これによれば、燃料取替用水ピット３５内に、まんべんなくｐＨ調整溶液を流入させることができるため、ｐＨ調整を迅速かつ均等に行うことが可能となる。
【００４７】
ベント管５３は、略逆「Ｊ」字状に形成され、オーバーフロー管５２の上部に配設されており、オーバーフロー管５２の内部と外部とを連通する。そして、ベント管５３は、オーバーフロー管５２の管路内がホウ酸水で満たされないように、オーバーフロー管５２の管路内を大気開放している。これにより、オーバーフロー管５２がホウ酸水で満たされることによるサイフォン効果を発生させることがない。つまり、スプレイリング４５ｄから散布されたホウ酸水は、バスケット５０内を通過してオーバーフロー管５２から流出するため、バスケット５０内のｐＨ調整剤は、流動するホウ酸水に、常時さらされる。なお、ベント管５３を設けず、オーバーフロー管５２をサイフォン効果が発生するような口径とし、バスケット５０内のｐＨ調整剤に、サイフォン効果によるホウ酸水の強い流れを繰り返し与えて、ｐＨ調整剤の溶解を促進させてもよい。
【００４８】
ここで、上記のｐＨ調整システム３０における一連の動作について説明する。異常事態が発生すると、先ず、スプレイ設備３６が作動する。すなわち、スプレイポンプ４６が駆動して、燃料取替用水ピット３５からホウ酸水を汲み上げ、汲み上げたホウ酸水を、４つのスプレイリング４５，４５，４５，４５を介して、原子炉格納容器１０の内部へ散布する。このとき、最下位に位置するスプレイリング４５ｄから散布されたホウ酸水の一部は、ｐＨ調整装置３７へ流入し、その他のホウ酸水は、原子炉格納容器１０内を冷却する。
【００４９】
ｐＨ調整装置３７にホウ酸水が散布されると、バスケット収容容器５１内にホウ酸水が流入する。すると、バスケット収容容器５１はホウ酸水で満たされ、バスケット５０は水没する。バスケット５０が水没すると、ｐＨ調整剤がホウ酸水に溶解することでｐＨ調整溶液が生成される（ｐＨ調整溶液生成工程）。
【００５０】
生成されたｐＨ調整溶液は、オーバーフロー管５２を介して自由落下により燃料取替用水ピット３５に流入する。すなわち、開閉弁やポンプ等の駆動系を用いることなく、生成したｐＨ調整溶液を燃料取替用水ピット３５に流入させることができる。このため、駆動系の不良によるｐＨ調整溶液の供給不良を引き起こすことが無い。これにより、ｐＨ調整装置３７の信頼性を向上させることができ、ひいてはｐＨ調整システム３０の信頼性を向上させることができる。また、オーバーフロー管５２の始端をバスケット収容容器５１の底部に位置させているため、底部に滞留しやすい高濃度のｐＨ調整溶液を、適切にオーバーフロー管５２へ導くことができる。さらに、オーバーフロー管５２の終端は、燃料取替用水ピット３５に接続されているため、オーバーフロー管５２を流れるｐＨ調整溶液を、適切に燃料取替用水ピット３５へ導くことができる。
【００５１】
燃料取替用水ピット３５へ流入したｐＨ調整溶液は、燃料取替用水ピット３５内のホウ酸水と混合する（混合工程）。この後、燃料取替用水ピット３５においてｐＨ調整溶液が混合したホウ酸水を、スプレイポンプ４６により汲み上げ、汲み上げたホウ酸水を、４つのスプレイリング４５，４５，４５，４５を介して、原子炉格納容器１０の内部へ散布する（散布工程）。これにより、ｐＨ調整溶液が原子炉格納容器１０内を循環することで、原子炉格納容器１０内のｐＨが調整されると共に、原子炉格納容器１０内を冷却している。
【００５２】
以上の構成によれば、ｐＨ調整装置３７を、異常時においてｐＨ調整溶液を生成可能な構成とすると共に、生成したｐＨ調整溶液を下方の燃料取替用水ピット３５に流入させるような構成とすることができる。これにより、ｐＨ調整装置３７を燃料取替用水ピット３５の上方に配設することが可能となる。すなわち、燃料取替用水ピット３５の床上にｐＨ調整装置３７を配設するスペースが無くても、燃料取替用水ピット３５の上方であれば、ｐＨ調整装置３７を任意の位置に配設することができる。また、ｐＨ調整装置３７を点検架台４２へ配設することにより、空きスペースを有効活用することができる。
【００５３】
また、スプレイ設備３６により散布したホウ酸水が、ｐＨ調整装置３７へ降りかかるように構成している、すなわち、スプレイ設備３６は、原子炉格納容器内へのホウ酸水の散布と、ｐＨ調整装置へのホウ酸水の注入とを同時に行っているため、ｐＨ調整装置３７へホウ酸水を注入する新たな溶媒注水系統を設ける必要が無い。これにより、部品点数を増加させることなく、ｐＨ調整システム３０の構成を単純化することができる。
【００５４】
さらに、ｐＨ調整装置３７を、駆動系を用いずに構成したため、駆動系の作動不良によるｐＨ調整溶液の供給不良が生じることがない。これにより、ｐＨ調整装置３７の信頼性を向上させることができ、ひいてはｐＨ調整システム３０の信頼性を向上させることができる。
【００５５】
なお、図示は省略するが、最下位に位置するスプレイリング４５ｄとｐＨ調整装置３７との間に、例えば、ロート状に形成された集水部材を介設してもよい。この構成によれば、スプレイリング４５ｄから散布されたホウ酸水を効率よく集水することができるため、ｐＨ調整装置３７に流入するホウ酸水の流量を増加させることができる。これにより、ｐＨ調整装置３７によるｐＨ調整溶液の生成を効率よく行うことが可能となる。
【実施例２】
【００５６】
次に、図６および図７を参照して、実施例２にかかるｐＨ調整システム２０１を適用した原子力発電プラント１について説明する。なお、重複した記載を避けるべく、異なる部分についてのみ説明する。図６は、実施例２にかかる通常時のｐＨ調整システムの概略構成図であり、図７は、実施例２にかかる異常時のｐＨ調整システムの概略構成図である。実施例１において、原子炉格納容器１０の底部には、燃料取替用水ピット３５が設けられ、常時、ホウ酸水が満たされている構成となっていたが、実施例２において、原子炉格納容器１０の底部には、燃料取替用水ピット３５は設けられておらず、これに代えて、原子炉格納容器１０の外部に燃料取替用水タンク２０５が設けられている。以下、実施例２にかかるｐＨ調整システム２０１について具体的に説明する。
【００５７】
このｐＨ調整システム２０１は、原子炉５を格納する原子炉格納容器１０と、原子炉格納容器１０の外部に設けられた燃料取替用水タンク２０５と、燃料取替用水タンク２０５に貯留されたホウ酸水を原子炉格納容器１０の内部に散布可能なスプレイ設備２０６と、原子炉格納容器１０内のｐＨを調整するためのｐＨ調整装置３７とを備えている。
【００５８】
原子炉格納容器１０は、その底部においてホウ酸水を貯留可能なように構成されている。そして、通常、原子炉格納容器１０の底部は、空の状態となっているが（図６参照）、原子炉５の異常時において、原子炉格納容器１０の底部は、スプレイ設備２０６により散布されたホウ酸水で満たされる（図７参照）。このため、原子炉格納容器１０の底部は、異常時において、ホウ酸水を貯留する内部貯水槽として機能する。
【００５９】
燃料取替用水タンク２０５は、その内部にホウ酸水を貯留しており、このホウ酸水は、通常、燃料集合体１５を取り替える際に用いられるが、原子炉５の異常時において、このホウ酸水は、原子炉格納容器１０内を冷却する冷却水としても用いられる。
【００６０】
スプレイ設備２０６は、４つのスプレイリング２０７，２０７，２０７，２０７（図示では１つ）と、４つのスプレイリング２０７，２０７，２０７，２０７と燃料取替用水タンク２０５とを接続する第１スプレイ配管２０８と、原子炉格納容器１０外の第１スプレイ配管２０８に介設されたスプレイポンプ２０９と、燃料取替用水タンク２０５およびスプレイポンプ２０９の間の第１スプレイ配管２０８と原子炉格納容器１０の底部とを接続する第２スプレイ配管２１０と、第１スプレイ配管２０８と第２スプレイ配管２１０との接続部分に配設された流路切替弁２１１とを備えている。
【００６１】
異常時において、上記のスプレイ設備２０６が作動すると、先ず、スプレイポンプ２０９が駆動して、燃料取替用水タンク２０５からスプレイリング２０７へ向けてホウ酸水を供給する。このとき、流路切替弁２１１は、燃料取替用水タンク２０５からスプレイリング２０７へ至る流路となるように切替えている。そして、スプレイリング２０７から原子炉格納容器１０内にホウ酸水が散布されると、散布されたホウ酸水は、原子炉格納容器１０の底部へ向かい、これにより、原子炉格納容器１０の底部は、ホウ酸水で徐々に満たされ水位が上昇してゆく。そして、燃料取替用水タンク２０５内の水位が所定水位以下となると、流路切替弁２１１は、原子炉格納容器１０の底部からスプレイリング２０７へ至る流路となるように切替える。すると、スプレイポンプ２０９は、原子炉格納容器１０の底部に貯留したホウ酸水を、スプレイリング２０７へ向けて供給し、原子炉格納容器１０内において、ホウ酸水を循環させる。
【００６２】
ｐＨ調整装置３７は、実施例１におけるｐＨ調整装置３７と同様に構成され、原子炉格納容器１０内に設けられた点検架台４２上に配設されている。つまり、ｐＨ調整装置３７は、スプレイリング２０７の直下に配設されると共に、内部貯水槽として機能する原子炉格納容器１０の底部の上方に配設されている。
【００６３】
ここで、異常時において、スプレイ設備２０６が作動すると、スプレイリング２０７からホウ酸水が散布され、散布されたホウ酸水はｐＨ調整装置３７に降りかかる。ｐＨ調整装置３７にホウ酸水が散布されると、バスケット収容容器５１内にホウ酸水が流入し、バスケット５０はホウ酸水に水没する。そして、ｐＨ調整装置３７によりｐＨ調整溶液が生成され、生成されたｐＨ調整溶液は、原子炉格納容器１０の底部に流入する。
【００６４】
以上により、原子炉格納容器１０の底部にｐＨ調整装置３７を配設するスペースが無い場合であっても、上記の構成とすることにより、原子炉格納容器１０内におけるｐＨの調整を好適に行いつつ、ｐＨ調整装置３７を、原子炉格納容器１０の底部に満たされるホウ酸水の水位より上方に配設することができる。
【００６５】
また、上記の実施例において、ｐＨ調整装置３７を、ｐＨ調整剤、バスケット５０およびバスケット収容容器５１等で構成したが、これに限定せず、内部に格納したｐＨ調整剤をホウ酸水により溶解してｐＨ調整溶液を生成し、生成したｐＨ調整溶液を燃料取替用水ピット３５（原子炉格納容器の底部）へ流入させるような構成であればよい。
【実施例３】
【００６６】
次に、図８を参照して、実施例３にかかるｐＨ調整システム３０１を適用した原子力発電プラント１について説明する。なお、この場合も重複した記載を避けるべく、異なる部分についてのみ説明する。図８は、実施例３にかかるｐＨ調整システムの概略構成図である。実施例１では、ｐＨ調整装置３７へのホウ酸水の注入をスプレイ設備３６により行っていたが、実施例３では、スプレイ設備３６に代えて、ｐＨ調整装置３７へのホウ酸水の注入を注水設備３０５（溶媒注入手段）により行っている。
【００６７】
実施例３にかかるｐＨ調整システム３０１は、ｐＨ調整装置３７にホウ酸水を注入する注水設備３０５を備えており、注水設備３０５は、ｐＨ調整装置３７にホウ酸水を注入するための注入ノズル３０７と、注入ノズル３０７と燃料取替用水ピット３５を接続する注水配管３０８と、注水配管３０８に介設されたＥＣＣＳポンプ３０９と、を有している。なお、ＥＣＣＳポンプ３０９は、非常用炉心冷却系に用いられるものであり、一次冷却系統３にホウ酸水を供給している。
【００６８】
異常事態が発生し、注水設備３０５が作動すると、ＥＣＣＳポンプ３０９が駆動して、燃料取替用水ピット３５からホウ酸水を汲み上げ、汲み上げたホウ酸水を、注入ノズル３０７を介して、ｐＨ調整装置３７へ注入する。ｐＨ調整装置３７にホウ酸水が注入されると、バスケット５０はホウ酸水に水没することにより、ｐＨ調整溶液が生成され、生成されたｐＨ調整溶液は燃料取替用水ピット３５に流入する。
【００６９】
以上の構成においても、ｐＨ調整装置３７を、異常時においてｐＨ調整溶液を生成可能な構成とすると共に、生成したｐＨ調整溶液を下方の燃料取替用水ピット３５に流入させるような構成とすることができる。これにより、ｐＨ調整装置３７を燃料取替用水ピット３５の上方に配設することが可能となる。また、実施例１のように、ｐＨ調整装置３７をスプレイリング４５ｄの直下に配設する必要が無いため、スプレイリング４５ｄの配設位置に拘束されること無く、ｐＨ調整装置３７を任意の位置に配設することができる。なお、この場合、バスケット収容容器５１の上方は、開放していても良いし、蓋体により閉蓋していても良い。
【００７０】
次に、図９を参照して、実施例３にかかるｐＨ調整システム３０１の変形例について説明する。図９は、実施例３の変形例にかかるｐＨ調整システムの概略構成図である。実施例３では、ＥＣＣＳポンプ３０９によりｐＨ調整装置３７にホウ酸水を注入していたが、変形例では、ＥＣＣＳポンプ３０９とは別の専用の注水ポンプ４０１によりｐＨ調整装置３７にホウ酸水を注入している。
【００７１】
すなわち、実施例３の変形例にかかるｐＨ調整システム３０１の注水設備３０５は、ｐＨ調整装置３７にホウ酸水を注入するための注入ノズル３０７と、注入ノズル３０７と燃料取替用水ピット３５を接続する注水配管３０８と、注水配管３０８に介設された注水ポンプ４０１と、を有している。
【００７２】
以上の構成においても、ｐＨ調整装置３７を、異常時においてｐＨ調整溶液を生成可能な構成とすると共に、生成したｐＨ調整溶液を下方の燃料取替用水ピット３５に流入させるような構成とすることができる。
【図面の簡単な説明】
【００７３】
【図１】実施例１にかかる原子力発電プラントを表した概略構成図である。
【図２】実施例１にかかるｐＨ調整システムを表した概略構成図である
【図３】原子炉格納容器の側面断面図である。
【図４】原子炉格納容器の平面断面図である。
【図５】実施例１にかかるｐＨ調整装置の概略構成図である。
【図６】実施例２にかかる通常時のｐＨ調整システムの概略構成図である。
【図７】実施例２にかかる異常時のｐＨ調整システムの概略構成図である。
【図８】実施例３にかかるｐＨ調整システムの概略構成図である。
【図９】実施例３の変形例にかかるｐＨ調整システムの概略構成図である。
【図１０】従来におけるスプレイ設備の系統説明図である。
【符号の説明】
【００７４】
１        原子力発電プラント
５        原子炉
１０      原子炉格納容器
３０      ｐＨ調整システム
３５      燃料取替用水ピット
３６      スプレイ設備
３７      ｐＨ調整装置
４２      点検架台
４５      スプレイリング
４６      スプレイポンプ
５０      バスケット
５１      バスケット収容容器
５２      オーバーフロー管
５３      ベント管
２０１    ｐＨ調整システム（実施例２）
２０５    燃料取替用水タンク
３０１    ｐＨ調整システム（実施例３）
３０５    注水設備
３０７    注入ノズル
３０８    注水配管
３０９    ＥＣＣＳポンプ
４０１    注水ポンプ
【図１】
0004764412.tif 000002
【図２】
0004764412.tif 000003
【図３】
0004764412.tif 000004
【図４】
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【図５】
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【図６】
0004764412.tif 000007
【図７】
0004764412.tif 000008
【図８】
0004764412.tif 000009
【図９】
0004764412.tif 000010
【図１０】
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