(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉の熱を利用する原子炉熱利用システムであって、
原子炉から取り出される高温のガス冷媒の一部が流入する第１配管と、
冷媒が循環して流れる第２配管と、
前記第１配管が一次側に接続され、前記第２配管が二次側に接続されることで、前記第１配管と前記第２配管の間で熱量を交換する第１熱交換器と、
熱利用のための第３配管と、
前記第２配管が一次側に接続され、前記第３配管が二次側に接続されることで、前記第２配管と前記第３配管の間で熱量を交換する第２熱交換器と、
通常の場合は前記第１熱交換器の二次側と前記第２熱交換器の一次側とを接続し、第１の所定の場合は前記第１熱交換器の二次側と前記第２熱交換器の一次側とを切り離し、前記第１熱交換器の二次側をバイパスさせて冷媒を循環させる第１流路制御機構部と、
前記第２配管の圧力を前記第１配管の圧力よりも第１圧力値だけ高くするように調整する第１圧力調整部と、
を備え、
前記第１の所定の場合とは、前記第１熱交換器内で、前記第１配管から前記第２配管へ冷媒が流入したと判断された場合である、
原子炉熱利用システム。
【請求項２】
前記第２熱交換器は、第１管路と、該第１管路を取り囲むようにして前記第１管路の外側に設けられる第２管路と、該第２管路を取り囲むようにして前記第２管路の外側に設けられる第３管路とから、同心円状の三重構造を有する伝熱構造を備えており、
前記第２配管を前記第２管路に接続し、
通常の場合は前記第３配管を前記第３管路に接続し、第２の所定の場合に前記第３配管を前記第１管路に接続する、
請求項１に記載の原子炉熱利用システム。
【請求項３】
前記第２の所定の場合に、前記第３配管の圧力を前記第２配管の圧力よりも第２圧力値だけ高くする第２圧力調整部を備える、
請求項２に記載の原子炉熱利用システム。
【請求項４】
前記第２の所定の場合とは、前記第１の所定の場合が発生したにもかかわらず前記第１流路制御機構部が正常に作動しない場合である、
請求項３に記載の原子炉熱利用システム。
【請求項５】
さらに第２流路制御機構部が設けられており、
前記第２流路制御機構部は、通常の場合に前記第２熱交換器の二次側と前記第３配管とを接続し、第３の所定の場合に前記第２熱交換器の二次側と前記第３配管とを切り離し、前記第２熱交換器の二次側をバイパスさせて冷媒を循環させる、
請求項４に記載の原子炉熱利用システム。
【請求項６】
前記第３の所定の場合とは、前記第２熱交換器内で、前記第２配管から前記第３配管へ冷媒が流入したと判断された場合である、
請求項５に記載の原子炉熱利用システム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉熱利用システムに関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）を分散電源の一つとして位置付けて、エネルギ消費地の近くに建設し、発電のみならずその熱も有効に利用することが提案されている。原子炉で発生した熱を有効利用するために、原子炉の冷却材の熱を回収して、熱を熱のままで活用するという、いわゆるコージェネレーションシステム（熱利用システム）の導入が提案されている。 
【０００３】
ところでＢＷＲでは、原子炉で発生した蒸気を直接タービンに導いて発電する直接サイクルを採用するため、原子炉で発生した蒸気には放射性物質が含まれている。そこで、ＢＷＲで熱利用システムを用いる場合、熱利用側へ放射性物質が移行する潜在的可能性を低減すべく、放射性物質が含まれた流体と熱利用に用いられる流体とが直接熱交換しないように構成する必要がある。
【０００４】
このため、放射性物質が含まれる配管系統と熱利用側の配管系統との間に中間熱交換器を設け、放射性物質がシステムの熱利用側へ移行しないように安全性を高める技術が提案されている（特許文献１）。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００５】
【特許文献１】特開２００１−４７９１号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００６】
従来の原子炉熱利用システムでは、中間熱交換器を設けることで、放射性物質が熱利用側へ移行する可能性を抑制しているが、中間熱交換器が故障する可能性もある。そこで、中間熱交換器を複数設けることで安全性を高めることも考えられる。中間熱交換器を設ければ設けるほど熱利用側へ放射性物質が移行する可能性を低くできるが、その反面、コストが増大するばかりか、保守作業の範囲も広くなり作業性が低下する。
【０００７】
本発明は上述の課題に鑑みてなされたもので、その目的は、必要最小限の熱交換器を用いて、従来よりも安全性を高めることができるようにした原子炉熱利用システムを提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【０００８】
上記課題を解決すべく、本発明に従う原子炉熱利用システムは、原子炉の熱を利用する原子炉熱利用システムであって、原子炉から取り出される高温のガス冷媒の一部が流入する第１配管と、冷媒が循環して流れる第２配管と、第１配管が一次側に接続され、第２配管が二次側に接続されることで、第１配管と第２配管の間で熱量を交換する第１熱交換器と、熱利用のための第３配管と、第２配管が一次側に接続され、第３配管が二次側に接続されることで、第２配管と第３配管の間で熱量を交換する第２熱交換器と、通常の場合は第１熱交換器の二次側と第２熱交換器の一次側とを接続し、第１の所定の場合は第１熱交換器の二次側と第２熱交換器の一次側とを切り離し、第１熱交換器の二次側をバイパスさせて冷媒を循環させる第１流路制御機構部と、第２配管の圧力を第１配管の圧力よりも第１圧力値だけ高くするように調整する第１圧力調整部と、を備える。
【発明の効果】
【０００９】
本発明によれば、第２配管の圧力を第１配管の圧力よりも第１圧力値だけ高くするため、第１熱交換器内で伝熱管が損傷等した場合でも、第１配管側から第２配管側へ冷媒が侵入するのを抑制できる。さらに、第１の所定の場合には、第１熱交換器の二次側と第２熱交換器の一次側とを切り離し、第１熱交換器の二次側をバイパスさせて冷媒を循環させるため、第１配管の冷媒が第２熱交換器に流入するのを抑制できる。
【図面の簡単な説明】
【００１０】
【図１】沸騰水型原子炉の発電システムを示す全体構成図。
【図２】原子炉熱利用システムの構成図。
【図３】熱交換器の伝熱管構造の概略を含む原子炉熱利用システムの構成図。
【図４】原子炉熱利用システムの安全を確保する制御処理を示すフローチャート。
【図５】中間熱交換器に破損などが生じた場合の構成説明図。
【図６】中間熱交換器と熱交換器とを切り離した状態の構成説明図。
【図７】熱交換器に破損などが生じた場合の構成説明図。
【図８】熱交換器から熱利用系の配管を切り離した状態の構成説明図。
【発明を実施するための形態】
【００１１】
以下、図面に基づいて、本発明の実施の形態を説明する。本実施形態では、後述のように、主蒸気系配管３に接続される配管２３と熱利用のための配管２６との間に、中間熱交換器２１および熱交換器２２を設けることで、放射性物質を含む蒸気と熱利用のための冷媒とが直接熱を交換しないようにしている。
【００１２】
また、本実施形態では、中間ループの配管２４の圧力を主蒸気系側の配管２３よりも高く設定するため、中間熱交換器２１の伝熱管が損傷した場合でも、放射性物質が中間ループの配管２４へ侵入するのを抑制できる。
【００１３】
さらに、本実施形態では、主蒸気系側の配管２３から中間ループの配管２４へ蒸気が侵入した場合、中間熱交換器２１と熱交換器２２とを切り離すと共に、中間熱交換器２１の二次側をバイパスさせることで冷媒としての流体（例えば圧縮水）を循環させる。これにより、放射性物質を含む可能性のある流体が熱交換器２２へ流入するのを抑制できる。
【００１４】
さらに、本実施形態では、中間熱交換器２１の切り離しに失敗した場合、熱利用系の配管２６の圧力を中間ループの配管２４よりも高くする。このため、放射性物質を含む可能性のある流体が、中間ループの配管２４から熱交換器２２を介して熱利用系の配管２６へ侵入するのを抑制できる。
【００１５】
さらに、本実施形態では、中間ループの配管２４からの冷媒としての流体が熱交換器２２を介して熱利用系の配管２６へ侵入した場合、熱交換器２２から熱利用系の配管２６を切り離し、熱交換器２２の二次側をバイパスさせて流体を循環させる。これにより、放射性物質を含む可能性のある流体が熱利用系の配管２６へ侵入するのを抑制できる。
【００１６】
このように構成される本実施形態によれば、比較的簡易な構成でありながら、放射性物質を含む蒸気や流体の熱利用系の配管２６への侵入を阻止するための安全装置を多重に設けることができる。
【実施例１】
【００１７】
図１〜図８を用いて第１実施例を説明する。図１は、原子力発電所の全体構成図を示している。原子力発電所は、後述のように、炉心１、原子炉容器２、主蒸気系配管３、高圧タービン４、低圧タービン６、発電機８、復水器９、復水ポンプ１０、給復水系配管１１、給水ポンプ１２、給水加熱器１３、および原子炉熱利用システム２０を備える。
【００１８】
核分裂性物質を含む炉心１は、原子炉容器２内に収容されている。原子炉容器２には、主蒸気系配管３が接続されている。主蒸気系配管３は、原子炉容器２から流出する「高温のガス冷媒」としての蒸気を高圧タービン４および低圧タービン６へ送る。
【００１９】
原子炉容器２から出力される蒸気は、高圧タービン４および低圧タービン６を介して軸７を回転させる。軸７の回転により発電機８は駆動して発電する。仕事に使用された蒸気は、復水器９へ送られる。蒸気は、復水器９にて凝縮して水となり、給復水系配管１１へ流入する。給復水系配管１１内の水は、復水ポンプ１０および給水ポンプ１２により、原子炉容器２へ圧送される。また、給復水系配管１１の水は、給水加熱器１３により加熱されて原子炉容器２へ送られる。
【００２０】
高圧タービン４と低圧タービン６の間に位置して主蒸気系配管３には、湿分分離器５が設けられている。抽気系配管１５は、湿分分離器５を通過した蒸気の一部を、給水ポンプ駆動用タービン１４と復水器９に供給する。抽気された蒸気は給水ポンプ駆動用タービン１４で仕事をし、給水ポンプ１２を回転させる。その仕事を終えた蒸気は、復水器９に送られて水に戻される。その給水ポンプ駆動用タービン１４の軸封部でも、シール部からケーシング外へ漏洩を防ぐために、蒸気を復水器９に送って水に戻す。
【００２１】
原子炉の熱を利用するシステム２０は、主蒸気系配管３と給復水系配管１１との間に位置して設けられる。熱利用システム２０をどこに設けるかは、利用する蒸気温度や、その熱を何に利用するかなどにより異なる。本実施例では、一例として、高圧タービン４の出口側の蒸気を利用するように、熱利用システム２０を設ける。図１に示す以外の場所に熱利用システム２０を設けてもよい。
【００２２】
図２は、原子炉熱利用システム２０の構成図である。原子炉熱利用システム２０は、上述の通り、主蒸気系配管３と給復水系配管１１との間に設けられており、コントローラ５０によって制御される。コントローラ５０と後述する各機器２１〜４３を合わせて、原子炉熱利用システム２０と呼ぶこともできる。
【００２３】
原子炉熱利用システム２０は、大きく３つの配管系統に分けることができる。第１配管２３は、放射性物質が含まれる主蒸気系配管３から分岐して給復水系配管１１に合流する配管である。第１配管２３から中間熱交換器２１までの間では蒸気が流通し、中間熱交換器２１の出口から給復水配管１１へ合流するまでの間では流体（飽和水）が流れる。第２配管２４は、第１配管２３とは独立して該第１配管２３に隣接して設けられており、流体（圧縮水）を循環させる配管である。第２配管２４は、中間ループ配管と呼ぶこともできる。第３配管２６は、中間ループの配管２４とは独立して該配管２４に隣接された熱利用のための配管であり、流体（圧縮水）が流れる。
【００２４】
第１配管２３と中間ループの第２配管２４との間は、「第１熱交換器」としての中間熱交換器２１が設けられている。中間熱交換器２１の一次側には第１配管２３が接続されており、中間熱交換器２１の二次側には中間ループの配管２４が接続されている。詳しくは、中間熱交換器２１の伝熱管には、二次側となる中間ループの配管２４が接続されており、各伝熱管の周囲には一次側となる第１配管２３が接続される。第１配管２３の熱は、中間熱交換器２１を介して、中間ループの配管２４へ伝わる。
【００２５】
中間ループの配管２４と熱利用のための第３配管２６との間には、「第２熱交換器」としての熱交換器２２が設けられている。熱交換器２２の一次側には中間ループの配管２４が接続されており、熱交換器２２の二次側には第３配管２６が接続されている。熱交換器２２の二次側の流入口および流出口には、伝熱管の流路を切り替えるための切替部４４，４５が設けられている。熱交換器２２は、三重構造の流路を備えている。その構造については図３で後述する。中間ループの配管２４の熱は、熱交換器２２を介して第３配管２６へ伝わる。
【００２６】
中間ループの配管２４には、中間熱交換器２１の二次側をバイパスするようにして第１バイパス管２５が設けられており、第１バイパス管２５の途中には第１ゲート弁２８が設けられている。熱利用のための第３配管２６には、熱交換器２２の二次側をバイパスするようにして第２バイパス管２７が設けられており、第２バイパス管２７には第２ゲート弁２９が設けられている。通常時は、各ゲート弁２８，２９は閉じており、バイパス管２５，２７を遮断している。所定の場合にコントローラ５０が制御信号を出力すると、各ゲート弁２８，２９は開弁する。ゲート弁２８，２９が開くと、バイパス管２５，２７は連通する。
【００２７】
各配管２３，２４，２６には、圧力や流量を調整するためのグローブ弁３２，３３，３４が設けられている。各グローブ弁３２〜３４は、コントローラ５０からの制御信号に応じて開口面積を変更することにより、流体の流量を調整する。開口面積が変化することにより、グローブ弁の流入口と流出口の間の圧力（差圧）が変化し、この圧力変化に伴ってグローブ弁を通過する流体の流量が変化する。なお、グローブ弁に限らず、同様の機能を実現できる弁構造であれば用いることができる。図中では、開弁状態の弁を白抜きで示し、閉弁状態の弁を黒く塗りつぶして示す。
【００２８】
第１グローブ弁３２は、中間熱交換器２１の下流側に位置して、第１配管２３の途中に設けられている。第２グローブ弁３３は、第１バイパス管２５と熱交換器２２の間に位置して、中間ループの配管２４の途中に設けられている。第３グローブ弁３４は、第２バイパス管２７と図外の熱利用側の機器との間に位置して、第３配管２６の途中に設けられている。第３配管２６には流出管２６Ａと流入管２６Ｂとが接続されており、流入管２６Ｂから流入した流体（例えば圧縮水のような液状冷媒）は、熱交換器２２で熱交換した後、流出管２６Ａを介して図外の熱利用機器へ供給される。第３グローブ弁３４は、第３配管２６の流出管２６Ａの途中に設けられている。
【００２９】
中間ループの配管２４には、中間熱交換器２１の二次側の流入口と熱交換器２２の一次側の流出口との間に位置して、ポンプ３５と逆止弁３７が設けられている。ポンプ３５は、中間ループの配管２４内の流体を循環させる。逆止弁３７は、熱交換器２２の一次側の流出口からの流れを許可し、逆向きの流れを阻止する。
【００３０】
熱利用のための第３配管２６には、熱交換器２２の二次側流入口と流入管２６Ｂとの間に位置して、ポンプ３６と逆止弁３８が設けられている。ポンプ３６は、熱交換器２２へ流体を送り込むためのものである。逆止弁３８は、熱利用機器から熱交換器２２への流れを許可し、逆向きの流れを阻止する。
【００３１】
第１バイパス管２５と、第１ゲート弁２８と、第２グローブ弁３３とは、「第１流路制御機構部」を構成する。第１流路制御機構部は、後述するように、通常の場合は中間熱交換器２１の二次側と熱交換器２２の一次側とを接続する。第１流路制御機構部は、第１の所定の場合に、中間熱交換器２１の二次側と熱交換器２２の一次側とを切り離し、中間熱交換器２１の二次側を第１バイパス管２５でバイパスさせて冷媒を循環させる。
【００３２】
「第２流路制御機構部」は、第２バイパス管２７と、第２ゲート弁２９と、第３グローブ弁３４とから構成されている。第２流路制御機構部は、通常の場合に熱交換器２２の二次側と第３配管２６とを接続する。第２流路制御機構部は、第３の所定の場合に熱交換器２２の二次側と第３配管２６とを切り離し、熱交換器２２の二次側を第２バイパス管２７でバイパスさせて流体を循環させる。つまり、第３の所定の場合には、熱交換器２２と図外の熱利用機器との間の流体流通を遮断する。
【００３３】
本実施例では、万が一、熱交換器内の伝熱管が損傷した場合でも、伝熱管外部を流れる流体が伝熱管内部に侵入しないように、伝熱管内の圧力を伝熱管の外部の圧力よりも高く設定する。さらに、本実施例では、放射性物質を含む流体が下流側に移行するのを防止すべく、汚染された、あるいは汚染される可能性のある流体は、相対的に低圧な伝熱管の外部を流通させ、汚染されていない流体は相対的に高圧な伝熱管内に流通させる。これにより、万が一伝熱管が損傷した場合でも、その損傷箇所を通じて、低圧側流路を流れる放射性物質が高圧側の伝熱管内に侵入するのを防止している。
【００３４】
従って、本実施例では、中間熱交換器２１の一次側と二次側との間、熱交換器２２の一次側と二次側との間に、それぞれ所定の圧力差を形成する。そのために本実施例では、加圧機構を備えている。
【００３５】
加圧機構は、例えば、熱交換器２２の一次側を加圧するための加圧用管路３０と、熱交換器２２の二次側を加圧するための加圧用管路３１と、各管路３０，３１の両方に接続された加圧器３９と、圧力制御弁４０，４１と、逆止弁４２，４３から構成される。
【００３６】
加圧器３９は、所定圧の流体を貯蔵している。一次側加圧用の管路３０と加圧器３９の間には、圧力制御弁４０および逆止弁４２が設けられている。二次側加圧用の管路３１と加圧器３９の間には、圧力制御弁４１および逆止弁４３が設けられている。一方の逆止弁４２は、加圧器３９から中間ループの配管２４への流れを許可し、逆向きの流れを阻止する。他方の逆止弁４３は、加圧器３９から第３配管２６への流れを許可し、逆向きの流れを阻止する。
【００３７】
通常時は、一次側加圧用管路３０に設けられた圧力制御弁４０が開弁しており、加圧器３９の圧力が一次側加圧用管路３０を介して中間ループの配管２４へ供給されている。これにより、中間ループの配管２４の圧力は、第１配管２３内の圧力よりも第１圧力値（例えば０．５ＭＰａ）だけ高く保持されている。同時に、第３配管２６内の圧力は、中間ループの配管２４内の圧力よりも低くなっている。
【００３８】
第２の所定の場合に、一次側加圧用管路３０に設けられた圧力制御弁４０が閉弁し、二次側加圧用管路３１に設けられた圧力制御弁４１が開弁する。これにより、加圧器３９の圧力は、二次側加圧用管路３１を介して第３配管２６へ供給され、第３配管２６内の圧力は中間ループの配管２４内の圧力よりも第２圧力値（例えば０．５ＭＰａ）だけ高く設定される。
【００３９】
コントローラ５０の構成例を説明する。コントローラ５０は、原子炉熱利用システム２０の動作を制御するための装置である。コントローラ５０は、例えば、Ｉ／Ｏ部（入出力部）５１と、異常検出部５２と、流路切替制御部５３と、圧力制御部５４を備える。
【００４０】
Ｉ／Ｏ部５１には、例えば圧力センサなどの複数のセンサ５５，５６，５７からの検出信号が入力される。また、Ｉ／Ｏ部５１は、各ゲート弁２８，２９、各グローブ弁３２、３３，３４、各切替部４４，４５、各ポンプ３５，３６、各圧力制御弁４０，４１に接続されており、それら制御対象２８，２９，３２，３３，３４，４４，４５，３５，３６，４０，４１へ制御信号を出力して動作させる。
【００４１】
異常検出部５２は、センサ５５，５６，５７からの検出信号に基づいて、中間熱交換器２１内で異常が生じたか、熱交換器２２内で異常が生じたか、を検出する。熱交換器内の異常とは、ここでは、低圧側の流路を流れる流体が伝熱管の損傷箇所を通じて高圧側の流路（伝熱管内）へ侵入する状態である。そこで、センサ５５〜５７としては、例えば圧力センサや流量センサを用いることができる。流量変化や圧力変化を検出するセンサに代えて、あるいはそれらと共に、音響センサや放射線検出センサなどのセンサを使用する構成でもよい。
【００４２】
流路切替制御部５３は、異常状態が検出されると、後述のようにグローブ弁やゲート弁へ制御信号を出力することにより、流路を切り替える。圧力制御部５４は、加圧機構を制御して、所定の圧力差を形成する。
【００４３】
図３は、熱交換器２１，２２の伝熱構造を含んだ原子炉熱利用システム２０の構成図である。中間熱交換器２１の伝熱管２１Ａは流路２１Ｂに囲まれており、伝熱管２１Ａを流れる流体と周囲の流路２１Ｂを流れる放射性物質を含む蒸気とは、伝熱管２１Ａの管壁を介して熱を交換する。図３では、流路２１Ｂ内に一つの伝熱管２１Ａを設けるかのように簡略化して示しているが、実際には複数の伝熱管２１Ａが流路２１Ｂ内に設けられている。なお、複数の伝熱管２１Ａは互いに平行に設けてもよいし、異なる方向に設けられてもよい。  
【００４４】
熱交換器２２は、三重構造の流路２２Ａ，２２Ｂ，２２Ｃを有する。中央部に位置する第１管路２２Ａの外周側には第２管路２２Ｂが同軸に設けられており、さらに第２管路２２Ｂの外周側には第３管路２２Ｃが同軸に設けられている。各管路２２Ａ，２２Ｂ，２２Ｃの順に内径が大きくなっている（φ２２Ａ＜φ２２Ｂ＜φ２２Ｃ）。中間熱交換器２１で述べたと同様に、図３では流路２２Ｃ内に一つの管路２２Ａ，２２Ｂの構造体を設けるかのように簡略化して示しているが、実際には複数の管路２２Ａ，２２Ｂの構造体が流路２２Ｃ内に設けられる。複数の管路２２Ａ，２２Ｂの構造体は、互いに平行に設けてもよいし、異なる方向に設けてもよい。
【００４５】
通常時において、中間ループの配管２４は第２管路２２Ｂへ接続されており、切替部４４，４５は、第３配管２６を第３管路２２Ｃへ接続している。後述のように異常状態が検出されると、切替部４４，４５は、第３配管２６を第１管路２２Ａへ接続する。このときに加圧器３９からの圧力が第３配管２６へ供給されて、第３配管２６内の圧力は中間ループの配管２４内の圧力よりも高く設定される。
【００４６】
図４は、原子炉熱利用システム２０の安全制御処理を示すフローチャートである。以下に述べるように、原子炉熱利用システム２０には多重の安全策が施されている。
【００４７】
第１の安全策として、中間熱交換器２１内では、伝熱管２１Ａ内を流れる二次側の流体の圧力を、伝熱管２１Ａの外部を流れる流路２１Ｂを流れる一次側の流体よりも第１圧力値だけ高く設定する（Ｓ１０）。これにより図５に示すように、中間熱交換器２１の伝熱管２１Ａに損傷箇所Ｆ１が発生した場合でも、相対的に低圧な第１配管２３内の流体が相対的に高圧な中間ループの配管２４に侵入するのを防止できる。
【００４８】
しかし本実施例では、ステップＳ１０で述べた第１の安全策が破られる可能性を考慮して、第２の安全策を用意している。例えば、何らかの理由により第１配管２３と中間ループの配管２４との差圧が低下したり、伝熱管２１Ａに大きな損傷が生じたりした場合、放射性物質が中間ループの配管２４内へ侵入するおそれがある。
【００４９】
そこで、コントローラ５０は、センサ５５，５６からの検出信号に基づいて、中間熱交換器２１内で異常状態が生じたか、つまり、中間熱交換器２１内で汚染物質の侵入が発生したかを監視している（Ｓ１１）。
【００５０】
コントローラ５０は、中間熱交換器２１内での異常状態を検出すると（Ｓ１１：ＹＥＳ）、第１ゲート弁２８へ制御信号を出力して開弁させると共に、第２グローブ弁３３へ制御信号を出力して閉弁させる。これにより、図６に二点鎖線矢印に示すように、中間熱交換器２１の二次側は、熱交換器２２の一次側から切り離される。中間熱交換器２１の二次側と第１バイパス管２５とで形成される循環回路内を流体は循環する。なお、熱交換器２２の一次側の流路は閉じるため、流体は流通しない。
【００５１】
中間熱交換器２１内で所定の異常状態を検出する場合（Ｓ１１：ＹＥＳ）が、「第１の所定の場合」に該当する。そして、ステップＳ１２の内容が第２の安全策である。第２の安全策を実施することで、中間熱交換器２１と熱交換器２２とを切り離すことができ、放射性物質で汚染された流体が熱交換器２２側へ移行するのを抑制できる。
【００５２】
しかしながら、何らかの理由で、グローブ弁３３および／またはゲート弁２８に作動不良が生じたり、グローブ弁３３やゲート弁２８への制御信号線が断線したりする可能性もあり得る。従って、中間熱交換器２１の二次側を熱交換器２２の一次側から切り離すことができない可能性を完全に排除することはできない。
【００５３】
そこで、コントローラ５０は、ステップＳ１２の切り離し操作が正常に完了したか判定する（Ｓ１３）。切り離しが正常に完了していると判定した場合（Ｓ１３：ＹＥＳ）、コントローラ５０は、保守交換作業などが行われて安全が確認されるまで、ステップＳ１２の動作を継続する。
【００５４】
コントローラ５０は、ステップＳ１２での切り離し操作が正常に完了しなかったと判定した場合（Ｓ１３：ＮＯ）、熱交換器２２内において第３配管２６を中央の第１管路２２Ａへ接続し、さらに第３配管２６内の圧力を中間ループの配管２４内の圧力よりも第２圧力値だけ高く設定する（Ｓ１４）。中間熱交換器２１の二次側と熱交換器２２の一次側との切り離しに成功しなかった場合が「第２の所定の場合」に該当する。ステップＳ１４の内容が第３の安全策である。
【００５５】
詳しくは、コントローラ５０は、切替部４４，４５へ制御信号を出力して、第３配管２６の熱交換器２２内の接続先を第３管路２２Ｃから第１管路２２Ａへ切り替える。中間ループの配管２４の熱交換器２２内の接続先は、第２管路２２Ｂのままである。従って、通常時と異常検出時とでは、熱交換器２２内において、中間ループの配管２４と第３配管２６との配置関係が逆になる。通常時には、上述のように、中間ループの配管２４が内側に位置し、第３配管２６が外側に位置する。異常検出時には、第３配管２６が内側に位置し、中間ループの配管２４が外側に位置する。
【００５６】
熱交換器２２内での管路切替と同時に、コントローラ５０は、圧力制御弁４０，４１へ制御信号を出力し、加圧器３９の圧力を第３配管２６にも導く。これにより、第３配管２６内の圧力Ｐ３は、中間ループの配管２４の圧力Ｐ２よりも第２圧力値Δｐ２だけ高くなる（Ｐ３＝Ｐ２＋Δｐ２）。なお、第１配管２３からの蒸気が中間熱交換器２１を介して中間ループの配管２４へ侵入するのを抑制すべく、中間ループの配管２４内の圧力Ｐ２は、第１配管２３内の圧力Ｐ１よりも第１圧力値Δｐ１だけ高く設定されたままである（Ｐ２＝Ｐ１＋Δｐ１）。
【００５７】
従って、図７に示すように、熱交換器２２内で損傷箇所Ｆ２が発生し、第１管路２２Ａと第２管路２２Ｂとが物理的に連通した場合でも、低圧側の第２管路２２Ｂ内の流体が高圧側の第１管路２２Ａ内に侵入するのを抑制できる。
【００５８】
第３配管２６に繋がる第１管路２２Ａの圧力を中間ループの配管２４に繋がる第２管路２２Ｂの圧力よりも高く設定してもなお、破損箇所Ｆ３を介して第２管路２２Ｂ内の流体が第１管路２２Ａへ侵入する可能性を完全に無くすことはできない。
【００５９】
そこで、本実施例では第４の安全策をさらに用意する。コントローラ５０は、熱交換器２２内において、中間ループの配管２４から第３配管２６へ流体が侵入したかを監視している（Ｓ１５）。コントローラ５０は、流体侵入を発見すると（Ｓ１５：ＹＥＳ）、図８に示すように、熱交換器２２の二次側を第３配管２６から切り離し、第２バイパス管２７を連通させて熱交換器２２の二次側を循環させる（Ｓ１６）。詳しくは、コントローラ５０は、第２ゲート弁２９へ制御信号を出力して開弁させると共に、第３グローブ弁３４へ制御信号を出力して閉弁させる。これにより、熱交換器２２の二次側は第２バイパス管２７を介して流体が循環し、熱交換器２２は図外の熱利用機器から切り離される。
【００６０】
熱交換器２２内で低圧側から高圧側へ流体が侵入する場合が「第３の所定の場合」であり、それに対応するためのステップＳ１６の内容が第４の安全策である。
【００６１】
このように構成される本実施例によれば、主蒸気系配管３に接続される配管２３と熱利用のための配管２６との間に、中間熱交換器２１および熱交換器２２を設けることで、放射性物質を含む蒸気と熱利用のための流体とが直接熱を交換しないようにしている。従って、中間熱交換器２１を備えない構成に比べて安全性が増している。
【００６２】
また、本実施例では、中間ループの配管２４の圧力を主蒸気系側の第１配管２３よりも高く設定し、高圧な中間ループの配管２４を伝熱管２１Ａに接続し、低圧な主蒸気系側の第１配管２３を伝熱管２１Ａの外側の流路２１Ｂに接続するため、中間熱交換器２１の伝熱管２１Ａが損傷した場合でも、放射性物質が中間ループの配管２４へ侵入するのを抑制できる。
【００６３】
本実施例では、主蒸気系側の第１配管２３から中間ループの配管２４へ汚染流体が侵入した場合、中間熱交換器２１と熱交換器２２とを切り離すと共に、中間熱交換器２１の二次側をバイパスさせることで流体を循環させる。これにより、放射性物質を含む可能性のある流体が熱交換器２２へ流入するのを抑制できる。
【００６４】
本実施例では、中間熱交換器２１の切り離しに失敗した場合、熱利用系の配管２６の圧力を中間ループの配管２４よりも高く設定し、熱交換器２２内の管路を切り替えて高圧な配管２６を中心の管路２２Ａに接続し、その外側の管路２２Ｂに低圧な中間ループの配管２４を接続する。このため、放射性物質を含む可能性のある流体が、中間ループの配管２４から熱交換器２２を介して熱利用系の配管２６へ侵入するのを抑制できる。
【００６５】
本実施例では、中間ループの配管２４からの流体が熱交換器２２を介して熱利用系の配管２６へ侵入した場合、熱交換器２２から熱利用系の配管２６を切り離し、熱交換器２２の二次側をバイパスさせて流体を循環させる。これにより、放射性物質を含む可能性のある流体が熱利用系の配管２６へ侵入するのを抑制できる。
【００６６】
このように構成される本実施例によれば、放射性物質の熱利用系の配管２６への侵入を阻止するための安全装置を多重に設けることができ、高い安全性を確保しつつ原子炉の発する熱エネルギを有効に利用することができる。
【００６７】
なお、本発明は、上述した実施形態に限定されない。当業者であれば、本発明の範囲内で、種々の追加や変更等を行うことができる。例えば、期待する機能を有するものであれば弁構造やセンサの種類などは問わない。また、本実施例は沸騰水型軽水炉に好適に用いることができるが、これに限らず加圧水型軽水炉などにも適用可能である。
【符号の説明】
【００６８】
１：炉心、２：原子炉容器、３；主蒸気系配管、４：高圧タービン、５：低圧タービン、１１：給復水系配管、２０：原子炉熱利用システム、２１：中間熱交換器、２２：熱交換器、２３：主蒸気側の配管、２４：中間ループの配管、２５：第１バイパス管、２６：熱利用側の配管、２７：第２バイパス管、２８，２９：ゲート弁、３０，３１：加圧用管路、３２〜３４：グローブ弁、３５，３６：ポンプ、３７，３８，４２，４３：逆止弁、４０，４１：圧力制御弁、４４，４５：切替部、５０：コントローラ、５５〜５７：センサ
【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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【図８】
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