(57)【要約】【課題】原子炉の冷却材系統故障等の緊急時に原子炉格納容器内の圧力上昇および放射性物質の濃度上昇を抑制することができる原子炉格納容器の圧力抑制・除染方法および装置を提供する。【解決手段】炉心燃料を内蔵する原子炉圧力容器３を収容するとともにドライウェル空間５，６を形成する原子炉格納容器１に設けられ、ドライウェル空間５，６の気体40を冷却するとともに気体40の凝縮液41を生成するドライウェル冷却ユニット15と、ドライウェル冷却ユニット15内にドライウェル空間５，６の気体40を導く循環手段16と、凝縮液41をドライウェル空間５，６に散布する散布装置25とを備えている構成とする。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
炉心燃料を内蔵する原子炉圧力容器を収容するとともにドライウェル空間を形成する原子炉格納容器に設けられ、前記ドライウェル空間の気体を冷却するとともに前記気体の凝縮液を生成するドライウェル冷却ユニットと、前記ドライウェル冷却ユニット内に前記ドライウェル空間の気体を導く循環手段と、前記凝縮液を前記ドライウェル空間に散布する散布装置とを備えていることを特徴とする原子炉格納容器の圧力抑制・除染装置。
【請求項２】
前記散布装置は、前記ドライウェル冷却ユニットから前記凝縮液を排出するドレン管に切替装置を介して接続されていることを特徴とする請求項１記載の原子炉格納容器の圧力抑制・除染装置。
【請求項３】
前記切替装置は、前記循環手段が停止中に稼動可能に構成されていることを特徴とする請求項２記載の原子炉格納容器の圧力抑制・除染装置。
【請求項４】
前記切替装置は、前記原子炉圧力容器の通常運転時における前記原子炉格納容器内の温度よりも高い温度で作動することを特徴とする請求項３記載の原子炉格納容器の圧力抑制・除染装置。
【請求項５】
前記切替装置は機械的手段により作動することを特徴とする請求項３記載の原子炉格納容器の圧力抑制・除染装置。
【請求項６】
前記散布装置は先端に、前記凝縮液を流出させる複数個の散布孔を有することを特徴とする請求項１記載の原子炉格納容器の圧力抑制・除染装置。
【請求項７】
前記散布装置は先端に、前記凝縮液の流れが衝突する衝突板を有することを特徴とする請求項１記載の原子炉格納容器の圧力抑制・除染装置。
【請求項８】
前記散布装置は先端に、前記凝縮液を散乱させる散布羽根を有することを特徴とする請求項１記載の原子炉格納容器の圧力抑制・除染装置。
【請求項９】
前記散布装置に設けられ前記凝縮液の流れによって回転する旋回機構と、前記ドライウェル冷却ユニットのケーシングに設けられた開閉板および排気ファンとを備え、前記旋回機構と前記排気ファンは連結軸によって連結されていることを特徴とする請求項１記載の原子炉格納容器の圧力抑制・除染装置。
【請求項１０】
前記開閉板は、前記循環手段の稼動中に閉じ、前記循環手段の停止中に開くことを特徴とする請求項９記載の原子炉格納容器の圧力抑制・除染装置。
【請求項１１】
前記散布装置は下部ドライウェルに設置されていることを特徴とする請求項１記載の原子炉格納容器の圧力抑制・除染装置。
【請求項１２】
原子炉の冷却材系統故障等の緊急時に原子炉格納容器内のドライウェル空間の気体を冷却するとともに前記気体の凝縮液を生成し、前記凝縮液を前記ドライウェル空間に散布することを特徴とする原子炉格納容器の圧力抑制・除染方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉の冷却材系統故障等の緊急時に原子炉格納容器内を冷却し圧力上昇および放射性物質濃度の上昇を抑制する原子炉格納容器の圧力抑制・除染方法および装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子炉において冷却材系統が故障するような過酷事故が発生すると、炉心が溶融し原子炉圧力容器の底部鏡板を貫通し下部ドライウェルに落下する可能性がある。その時、大量の放射性物質が発生するとともに、金属・水反応により発生した水素ガス等の不凝縮ガスが原子炉格納容器内に充満し、原子炉格納容器内の圧力の上昇を招く可能性があり、最悪の場合、大量の放射性物質を大気に放出することもあり得る。
【０００３】
このような事象に対処するために、下部ドライウェルあるいは上部ドライウェルにドライウェル冷却装置を設置し、このドライウェル冷却装置によってドライウェル内の気体あるいは損傷炉心冷却用プール水を冷却することが検討されている（下記特許文献１および２参照）。
【特許文献１】特開２００１−８３２７５号公報
【特許文献２】特開２００１−２１５２９１号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００４】
上記のように原子炉の冷却材系統故障等の緊急時にドライウェルあるいは損傷炉心冷却用プール水を冷却することが検討されているが、このような緊急時に原子炉格納容器内の圧力上昇および放射性物質の濃度上昇を効果的に抑制する技術は未だ開発されていない。
【０００５】
本発明は上記課題を解決するためになされたもので、原子炉の冷却材系統故障等の緊急時に原子炉格納容器内の圧力上昇および放射性物質の濃度上昇を抑制することができる原子炉格納容器の圧力抑制・除染方法および装置を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【０００６】
上記課題を解決するために、本発明の請求項１の発明は、炉心燃料を内蔵する原子炉圧力容器を収容するとともにドライウェル空間を形成する原子炉格納容器に設けられ、前記ドライウェル空間の気体を冷却するとともに前記気体の凝縮液を生成するドライウェル冷却ユニットと、前記ドライウェル冷却ユニット内に前記ドライウェル空間の気体を導く循環手段と、前記凝縮液を前記ドライウェル空間に散布する散布装置とを備えている構成とする。
【０００７】
請求項２の発明は、前記散布装置は、前記ドライウェル冷却ユニットから前記凝縮液を排出するドレン管に切替装置を介して接続されている構成とする。  
請求項３の発明は、前記切替装置は、前記循環手段が停止中に稼動可能に構成されている構成とする。
【０００８】
請求項４の発明は、前記切替装置は、前記原子炉圧力容器の通常運転時における前記原子炉格納容器内の温度よりも高い温度で作動する構成とする。  
請求項５の発明は、前記切替装置は機械的手段により作動する構成とする。
【０００９】
請求項６の発明は、前記散布装置は先端に、前記凝縮液を流出させる複数個の散布孔を有する構成とする。  
請求項７の発明は、前記散布装置は先端に、前記凝縮液の流れが衝突する衝突板を有する構成とする。
【００１０】
請求項８の発明は、前記散布装置は先端に、前記凝縮液を散乱させる散布羽根を有する構成とする。  
請求項９の発明は、前記散布装置に設けられ前記凝縮液の流れによって回転する旋回機構と、前記ドライウェル冷却ユニットのケーシングに設けられた開閉板および排気ファンとを備え、前記旋回機構と前記排気ファンは連結軸によって連結されている構成とする。
【００１１】
請求項１０の発明は、前記開閉板は、前記循環手段の稼動中に閉じ、前記循環手段の停止中に開く構成とする。  
請求項１１の発明は、前記散布装置は下部ドライウェルに設置されている構成とする。
【００１２】
請求項１２の発明は、原子炉の冷却材系統故障等の緊急時に原子炉格納容器内のドライウェル空間の気体を冷却するとともに前記気体の凝縮液を生成し、前記凝縮液を前記ドライウェル空間に散布する方法とする。
【発明の効果】
【００１３】
本発明によれば、原子炉の冷却材系統故障等の緊急時に原子炉格納容器内の圧力上昇および放射性物質の濃度上昇を抑制することができる原子炉格納容器の圧力抑制・除染方法および装置を提供することができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１４】
以下、図面を参照して本発明の第１および第２の実施の形態を説明する。  
（第１の実施の形態）
図１は、本発明の第１の実施の形態の原子炉格納容器の圧力抑制・除染装置を設備した原子炉格納容器を示す断面図である。
【００１５】
原子炉格納容器１内には、原子燃料を保持する炉心２を内包する原子炉圧力容器３がペデスタル４により支持されている。また、原子炉格納容器１内にはペデスタル４によって囲まれた下部ドライウェル５と、原子炉圧力容器３を包囲する上部ドライウェル６と、上部ドライウェル６の下方にダイヤフラムフロア７により区画されて設けられ内部に圧力抑制プール水８を保有する圧力抑制室９が設置されている。
【００１６】
上部ドライウェル６と下部ドライウェル５は連通口10によって連通され、両ドライウェル５，６と圧力抑制室９とは、圧力抑制プール水８中まで延びたベント管11によって連絡されている。圧力抑制プール水８は残留熱除去系ライン19の残留熱除去ポンプ20により導かれ、残留熱除去熱交換器21で熱交換され除熱された後、上部ドライウェル５においてスプレイヘッダ22から散布しスプレイ冷却する系統が構成されている。この冷却系統は、高温，高圧時の格納容器１冷却のために用いられる。
【００１７】
また原子炉格納容器１内には、ドライウェル冷却ユニット15が複数台設置されている。このドライウェル冷却ユニット15には、ドライウェル冷却ユニット15内にドライウェル内の気体を導く循環手段である送風機16が接続されている。ドライウェル冷却ユニット15はケーシング14およびその中に内包される冷却コイル13からなる。冷却コイル13の内部配管には冷却水が通水され、上下部ドライウェル５，６内の気体40がこのケーシング14内に導かれる。具体的には、送風機16を用いてケーシング14の内圧を低くし、これによって発生するケーシング14内外の圧力差によって気流を生成する。ケーシング14内に導かれた気体40は冷却コイル13の管外を通過し冷却される。冷却された気体40は、ダクト17およびダンパ18を介して上下部ドライウェル５，６内各所に循環送風される。
【００１８】
また、ドライウェル冷却ユニット15の冷却コイル13に通水することで、この冷却コイル13を収納したケーシング14内に導入された気体40に含まれる蒸気を凝縮する。そして、凝縮による減圧を補償するために原子炉格納容器１内の気体40をケーシング14内に導き、原子炉格納容器１内の気圧を低減させる。このようにドライウェル冷却ユニット15で除熱された蒸気は凝縮し、凝縮液41はドレン管23を経て下部ドライウェル５底部のドレンサンプに導かれる。ドライウェル冷却ユニット15に接続された送風機16に電力を供給する電源30は、原子炉の定常運転時にのみ稼動し緊急時には自動停止する系統に接続されている。
【００１９】
さらに本実施の形態は、ドライウェル冷却ユニット15で生成された凝縮液41を排出するドレン管23に切替装置24と散布装置25を設け、上、下部ドライウェル５，６の気体40に含まれる蒸気が凝縮された凝縮液41を上部ドライウェル６に散布させるように構成してある。
【００２０】
図２は、本実施の形態の原子炉格納容器の圧力抑制・除染装置の主要部分を示す断面図である。同図に示すように、原子炉格納容器１内の冷却設備の１つとして設置されるドライウェル冷却ユニット15の凝縮液41を排出するドレン管23に切替装置24と散布装置25を設けてある。
【００２１】
ここで切替装置24は、ドライウェル冷却ユニット15の凝縮液41を通常はドレン管23側に流し、緊急時に散布装置25側へ流す機能を有する。散布装置25は切替装置24から切り替えられた凝縮液41を液滴状にしてドライウェル空間に散布する。これにより、散布される凝縮液41の表面積が大きくなり、放射性物質の除去効率が向上する。
【００２２】
図３は、切替装置24の詳細を示す断面図である。すなわち、ほぼ90°回動する切替パネル26と、この切替パネル26を切替機構部に接着し高温で溶融する高温溶融接着金属27が設けられている。この構成により、緊急時にドライウェル雰囲気が高温になると高温溶融接着金属27が溶融し、切替パネル26がドレン管23側を閉鎖し、散布装置25側に凝縮液41の流れを切り替える。
【００２３】
図４は、切替装置24の他の例を示す断面図である。すなわち、図１に示したダクト17に取り付けられているダンパ18が開閉する際の駆動力を利用して動作するものである。具体的には、切替パネル26はダンパ18の出口側とスプリングなどによって機械的に接続されていて、ダンパ18が閉止される駆動力を利用して開口する。緊急時には切替パネル26がドレン管23側を閉鎖し、散布装置25側に凝縮液41の流れを切り替える。
【００２４】
図５は、散布装置25の詳細を示す図である。図５（ａ）は、凝縮液出口部先端に複数の散布孔28を設けた構成であり、図５（ｂ）は、凝縮液出口部先端に凝縮液41を衝突させる衝突板29を設けた構成であり、図５（ｃ）は、凝縮液出口部先端に凝縮液41を散乱させる散布羽根30を設けた構成である。これらの構成により、凝縮液41を液滴状にしてドライウェル雰囲気に散布することができる。
【００２５】
図６は本実施の形態の変形例を示し、ドライウェル冷却ユニット15のケーシング14内の排気のための機構と散布装置25を連動させる構成を示す断面図である。
本変形例は、散布装置25に凝縮液41の流れによって回転を生じる旋回機構35を設け、ドライウェル冷却ユニット15のケーシング14に開閉板32と排気ファン33を設け、旋回機構35と排気ファン33とを連結軸34によって連結した構成である。本変形例によれば、ケーシング14内に蓄積される不凝縮ガスを外部に排気することができ、蒸気凝縮が促進される。
【００２６】
原子炉格納容器１において、万一何らかの原因により原子炉圧力容器３の内部から冷却材が流出するような事象（loss of coolant accident； LOCA）が発生すると、上下部ドライウェル５，６内に高温の蒸気と水との混合物が大量に放出される。この混合物はベント管11を通して圧力抑制室９内の圧力抑制プール水８中に導かれる。過酷事故に達すると、原子炉圧力容器３内の炉心２が溶融し原子炉圧力容器３の底部鏡板を貫通し下部ドライウェル５に落下する可能性がある。そして、大量の放射性物質と金属・水反応により発生した水素ガス等の不凝縮ガスが原子炉格納容器１内に発生し、原子炉格納容器１内の圧力の上昇を招く可能性がある。
【００２７】
また、この時点では既に、安全面からの理由により通常電源36は自動的に切断状態となっている。そのため、送風機16を含む多くの機器は稼動が停止している。一方、ドライウェル冷却ユニット15内の冷却コイル13によってケーシング14内の気体に含まれる蒸気が凝縮され、凝縮液41が生成される。
【００２８】
ここで本実施の形態では、切替装置24と散布装置25により、ドライウェル冷却ユニット15の凝縮液41をドライウェル雰囲気に散布する。したがって、ドライウェル雰囲気の放射性物質は液滴によって除去される。これにより、ドライウェル雰囲気の放射性物質の濃度が低減される。
【００２９】
以上のように本実施の形態によれば、ドライウェル冷却ユニット15内にドライウェル空間の気体40を導く循環手段としての送風機16と、気体40に含まれる蒸気が凝縮してなる凝縮液41を散布する散布装置25とを設けたので、原子炉格納容器１内雰囲気の放射性物質の除去が可能になり、また、ドライウェル冷却ユニット15の除熱性能を維持することができる。したがって、緊急時であっても原子炉格納容器１内の圧力を抑制し放射性物質の濃度を抑制することができる。
【００３０】
（第２の実施の形態）
図７は、本発明の第２の実施の形態の原子炉格納容器の圧力抑制・除染装置を示す図である。  
本実施の形態は、切替装置24と散布装置25を下部ドライウェル５に設けた構成である。ドライウェル冷却ユニット15、切替装置24および散布装置25の各々の構成は第１の実施の形態におけると同じである。本実施の形態によれば、放射性物質の濃度が高い領域での放射性物質除去を効率的に行うことができる。
【００３１】
なお、本発明は上記の実施の形態に限定されるものではなく、その要旨を変更しない範囲で種々変形して実施できることは言うまでもない。例えば、本発明の実施の形態を説明するにあたっては図１、図７に示したように沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）を例にとったが、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）に適用することもできる。また、ドライウェル冷却ユニット15を原子炉格納容器１の外に設けて、その吸気口と排気口が原子炉格納容器１内で開口する構成としてもよい。
【図面の簡単な説明】
【００３２】
【図１】本発明の第１の実施の形態の原子炉格納容器の圧力抑制・除染装置を備えた原子炉格納容器の断面図。
【図２】本発明の第１の実施の形態の原子炉格納容器の圧力抑制・除染装置を示す図。
【図３】本発明の第１の実施の形態の原子炉格納容器の圧力抑制・除染装置に備えられる切替装置を示す図。
【図４】本発明の第１の実施の形態の原子炉格納容器の圧力抑制・除染装置に備えられる切替装置の他の例を示す図。
【図５】本発明の第１の実施の形態の原子炉格納容器の圧力抑制・除染装置に備えられる散布装置を示し、（ａ），（ｂ），（ｃ）それぞれ異なる例を示す図。
【図６】本発明の第１の実施の形態の原子炉格納容器の圧力抑制・除染装置の他の例を示す図。
【図７】本発明の第２の実施の形態の原子炉格納容器の圧力抑制・除染装置を備えた原子炉格納容器の断面図。
【符号の説明】
【００３３】
１…原子炉格納容器、２…炉心、３…原子炉圧力容器、４…ペデスタル、５…下部ドライウェル、６…上部ドライウェル、７…ダイヤフラムフロア、８…圧力抑制プール水、９…圧力抑制室、10…連通口、11…ベント管、13…冷却コイル、14…ケーシング、15…ドライウェル冷却ユニット、16…送風機、17…ダクト、18…ダンパ、19…残留熱除去系ライン、20…残留熱除去ポンプ、21…残留熱除去熱交換器、22…スプレイヘッダ、23…ドレン管、24…切替装置、25…散布装置、26…切替パネル、27…高温溶融接着金属、28…散布孔、29…衝突板、30…散布羽根、31…排気口、32…開閉板、33…排気ファン、34…連結軸、35…旋回機構、36…通常電源、40…ドライウェル内の気体、41…凝縮液。
【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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