(57)【要約】【課題】超臨界圧水冷却原子力プラントで、給水ポンプトリップ事故時に炉心燃料の冷却を確保し、放射性物質の復水器への移行を抑制する。【解決手段】原子力プラントは、超臨界圧水を冷却材とする原子炉１と、原子炉１で得られた蒸気を主蒸気配管２を通じて供給されるタービン４、５と、タービンから排出される蒸気を凝縮する復水器６と、復水器６で得られた復水を原子炉１に戻すための復水ポンプ７と、復水ポンプ７の吐出側と原子炉１の間に配置された第１の給水加熱器であって、タービン４、５からの抽気によって復水を加熱して給水を作る第１の給水加熱器１０、１１と、第１の給水加熱器１０、１１と原子炉１の間に配置された第２の給水加熱器であって、主蒸気配管２から分岐された主蒸気抽気配管１３からの抽気によって第１の給水加熱器１０、１１を出た給水をさらに加熱する第２の給水加熱器１４と、第２の給水加熱器１４を出た主蒸気配管２からの抽気のドレン水を原子炉１に戻すための再循環ポンプ１５と、を有する。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
超臨界圧水を冷却材とする原子炉と、
前記原子炉で得られた蒸気が主蒸気配管を通じて供給されてこの蒸気によって駆動されるタービンと、
前記タービンから排出される蒸気を凝縮して復水を作る復水器と、
前記復水器で得られた復水を前記原子炉に戻すための復水ポンプと、
前記復水ポンプの吐出側と原子炉の間に配置された少なくとも一つの第１の給水加熱器であって、前記タービンからの抽気によって前記復水を加熱して給水を作る第１の給水加熱器と、
前記第１の給水加熱器と原子炉の間に配置された第２の給水加熱器であって、前記主蒸気配管から分岐された主蒸気抽気配管からの抽気によって前記第１の給水加熱器を出た給水をさらに加熱する第２の給水加熱器と、
前記第２の給水加熱器を出た前記主蒸気配管からの抽気のドレン水を原子炉に戻すための再循環ポンプと、
を有すること、を特徴とする超臨界圧水冷却原子力プラント。
【請求項２】
請求項１に記載の超臨界圧水冷却原子力プラントにおいて、前記第２の給水加熱器を出た前記ドレン水の出口と前記再循環ポンプとの間に、前記ドレン水を一時的に保持するドレンタンクをさらに有すること、を特徴とする超臨界圧水冷却原子力プラント。
【請求項３】
請求項１に記載の超臨界圧水冷却原子力プラントにおいて、
前記第２の給水加熱器は、伝熱管とその伝熱管を収容する胴とを有するシェル・チューブ型熱交換器であって、
前記主蒸気抽気配管を通じて第２の給水加熱器に供給される蒸気は前記胴側を流れ、前記給水が前記伝熱管内を流れるように構成され、
前記主蒸気抽気配管を通じて前記第２の給水加熱器の胴側に入った蒸気の少なくとも一部を、主蒸気配管の前記主蒸気抽気配管の分岐点よりも下流側に戻す起動時主蒸気供給配管と、
前記主蒸気配管の前記主蒸気抽気配管との分岐点と前記起動時主蒸気供給配管との合流点の間に配置された主蒸気切り替え弁と、
をさらに有し、
前記第２の給水加熱器の胴側がフラッシュタンクとして機能できるように構成されていること、
を特徴とする超臨界圧水冷却原子力プラント。
【請求項４】
請求項１に記載の超臨界圧水冷却原子力プラントにおいて、前記原子炉、第２の給水加熱器、および再循環ポンプを収容する格納容器をさらに有すること、を特徴とする超臨界圧水冷却原子力プラント。
【請求項５】
超臨界圧水を冷却材とする原子炉と、
前記原子炉で得られた蒸気を主蒸気配管を通じて供給されてこの蒸気によって駆動されるタービンと、
前記タービンから排出される蒸気を凝縮して復水を作る復水器と、
前記復水器で得られた復水を前記原子炉に戻すための復水ポンプと、
前記復水ポンプの吐出側と原子炉の間に配置された少なくとも一つの第１の給水加熱器であって、前記タービンからの抽気によって前記復水を加熱して給水を作る第１の給水加熱器と、
前記第１の給水加熱器を出た給水を、前記主蒸気配管から分岐された主蒸気抽気配管からの抽気によって駆動して原子炉に送るスチームインジェクタと、
を有することを特徴とする超臨界圧水冷却原子力プラント。
【請求項６】
請求項５に記載の超臨界圧水冷却原子力プラントにおいて、前記第１の給水加熱器とスチームインジェクタとの間に、給水を一時的に保持するバッファタンクをさらに有すること、を特徴とする超臨界圧水冷却原子力プラント。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
この発明は、超臨界圧水を冷却材とする超臨界圧水冷却原子力プラントに関し、特に、主蒸気の抽気とその再循環系統を伴う超臨界圧水冷却原子力プラントに関する。
【背景技術】
【０００２】
図７に、従来考えられている超臨界圧水冷却原子力プラントの例を示す（特許文献１参照）。原子炉１で発生した高温高圧（約２２０気圧，５００℃以上）の蒸気は、主蒸気配管２を通り、主蒸気止め弁３を経由して、高圧タービン４に導かれる。高圧タービン４で仕事をした蒸気は低圧タービン５へ入り、ここでさらに仕事をした後、復水器６で凝縮され、低温低圧の復水となる。復水は復水ポンプ７と給水ポンプ８によって超臨界圧まで昇圧されて給水配管９を通って原子炉１へ戻る給水となる。
【０００３】
この間、給復水は高圧タービン４および低圧タービン５の排気の一部から抽気された蒸気によって、低圧給水加熱器１０および高圧給水加熱器１１において加熱される。このとき、原子炉１の中では、次のような冷却材の流れができている。すなわち、図９に示すように、給水配管９によって原子炉１に導かれた冷却材は、下部プレナム２４を通り、その全量が炉心２５で加熱され、蒸気となって上部プレナム２６へと流入する。この蒸気の全量は、主蒸気配管２を通って原子炉１から流出する。このように、超臨界圧水冷却原子力プラントでは、原子炉に入った冷却材の全量が原子炉から流出する貫流型のシステムとなっている。
【０００４】
このような貫流型の超臨界圧水冷却原子力プラントでは、従来の軽水炉にはない起動時専用のシステムが必要となる（起動系）。図８に、典型的な起動系の構成を示す。低出力時には主蒸気切り替え弁１８を閉鎖し、原子炉出口の流体を主蒸気抽気配管によりフラッシュタンク２２へ導く。ここで流体は気水分離され、蒸気は起動時主蒸気供給配管１７を通って高圧タービン４へ送られる。また、残りのドレン水はフラッシュタンクドレンライン２３を通って、復水器６へ送られ、タービン排気の凝縮水と混合して復水となる。原子炉出力が増加し、原子炉出口流体の保有エンタルピがフラッシュタンク２２から供給される蒸気の保有エンタルピを上回るようになると、主蒸気切り替え弁１８を開いて主蒸気を原子炉出口から直接供給する。
【特許文献１】特開２００２−３１６９４号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
このような構成の原子炉では、給水ポンプ８がトリップする事故が生じると、給水ポンプ８の運転速度はその慣性に応じた時間で減速し、それに従って冷却材の駆動力も低下する。このため、原子炉１へ流入する冷却材は徐々に減少し、やがてその全流量が失われる。超臨界圧水冷却原子力プラントは貫流型のシステムであるため、この事故によって、炉心２４を冷却する冷却材の流れもなくなり、炉心２４の冷却は悪化する。
【０００６】
従来の超臨界圧水冷却原子力プラントでは、給水ポンプトリップ事故時に関して次のような課題がある。すなわち、前述のとおり、貫流型システムである超臨界圧水冷却原子力プラントでは、給水ポンプが炉内の冷却材流動の駆動源となっているため、給水ポンプが全台トリップする事故時には、炉心冷却材流量の全量が喪失し、これによって炉心燃料の冷却が損なわれる可能性がある。
【０００７】
この給水ポンプトリップ時の安全対策としては、例えば次のことが考えられる。  
（１）給水ポンプトリップを検出して原子炉スクラムを作動させ、速やかに原子炉出力を低下させる。  
（２）給水ポンプトリップを検出して代替給水系を起動し、炉心冷却材流量を確保する。  
（３）給水ポンプに大きな慣性を持たせることで冷却材流量の減少速度を低下させる。
【０００８】
ここに挙げた対策では、給水ポンプトリップの検出、スクラムの動作や代替給水系の起動には技術的に不可避な時間遅れが存在するため、ある程度の慣性を給水ポンプに持たせることは必須である。
【０００９】
図１０および図１１には、給水ポンプトリップ事故時の炉心の冷却材流量５１、原子炉熱出力５２、燃料被覆管温度５３の時間変化を示す。これらの図では原子炉スクラム、代替給水系の起動が想定されているが、図１０では、スクラムの動作、代替給水系の起動時間の遅れを補うのに十分な慣性を給水ポンプが持っている場合を示し、図１１では給水ポンプの慣性が不十分なケースを示す。すなわち、図１０では、給水ポンプトリップ後、比較的緩やかに炉心の冷却材流量５１が低下するのに対し、図１１では、給水ポンプトリップ後、急速に炉心の冷却材流量５１が低下する。その結果、図１０では被覆管表面温度５３がある程度の値に抑えられているが、図１１では被覆管表面温度５３が急上昇している。このとき、燃料棒の溶融や被覆管の破損など、炉心健全性が損なわれる可能性が高くなる。
【００１０】
一般に、火力プラントよりも原子力プラントの方が大出力を要求されるが、プラントの規模が大型化し、冷却材流量も増大するにつれて給水ポンプの高速化が行なわれると、ポンプトリップ時の給水ポンプのコーストダウン時間は短くなるため、ますます大きな慣性が必要となる。既存の超臨界圧火力プラント用の給水ポンプの大型化以上に大きな慣性が必要とされる場合には、フライホイールなどの、通常運転時には不要な設備（非常用設備）を追加する必要があるため、プラントの建設コストを増大させる。
【００１１】
また、図８に示す典型的な起動系の構成においては、フラッシュタンク２２で分離されたドレン水が復水器６に直接流れ込む。冷却材に含まれる放射性物質は、水相に移行しやすいため、起動時には冷却材中の放射性物質が復水器６に多く運ばれて、復水器６周辺の放射線量を上昇させ、作業員の被爆量を増加させる恐れがある。
【００１２】
そこで、本発明の第一の目的は、フライホイールなどの非常用設備を追加することなく、給水ポンプトリップ事故時に炉心燃料の冷却を確保することのできる超臨界圧水冷却原子力プラントを提供することである。  
また、本発明の第二の目的は、放射性物質の復水器への移行を抑制する超臨界圧水冷却原子力プラントを提供することである。
【課題を解決するための手段】
【００１３】
本発明は上記目的に沿うものであって、請求項１に記載の発明は、超臨界圧水を冷却材とする原子炉と、前記原子炉で得られた蒸気が主蒸気配管を通じて供給されてこの蒸気によって駆動されるタービンと、前記タービンから排出される蒸気を凝縮して復水を作る復水器と、前記復水器で得られた復水を前記原子炉に戻すための復水ポンプと、前記復水ポンプの吐出側と原子炉の間に配置された少なくとも一つの第１の給水加熱器であって、前記タービンからの抽気によって前記復水を加熱して給水を作る第１の給水加熱器と、前記第１の給水加熱器と原子炉の間に配置された第２の給水加熱器であって、前記主蒸気配管から分岐された主蒸気抽気配管からの抽気によって前記第１の給水加熱器を出た給水をさらに加熱する第２の給水加熱器と、前記第２の給水加熱器を出た前記主蒸気配管からの抽気のドレン水を原子炉に戻すための再循環ポンプと、を有すること、を特徴とする超臨界圧水冷却原子力プラントである。
【００１４】
また、請求項５に記載の発明は、超臨界圧水を冷却材とする原子炉と、前記原子炉で得られた蒸気を主蒸気配管を通じて供給されてこの蒸気によって駆動されるタービンと、前記タービンから排出される蒸気を凝縮して復水を作る復水器と、前記復水器で得られた復水を前記原子炉に戻すための復水ポンプと、前記復水ポンプの吐出側と原子炉の間に配置された少なくとも一つの第１の給水加熱器であって、前記タービンからの抽気によって前記復水を加熱して給水を作る第１の給水加熱器と、前記第１の給水加熱器を出た給水を、前記主蒸気配管から分岐された主蒸気抽気配管からの抽気によって駆動して原子炉に送るスチームインジェクタと、を有することを特徴とする超臨界圧水冷却原子力プラントである。
【発明の効果】
【００１５】
本発明の超臨界圧水冷却原子力プラントでは、再循環ポンプやスチームインジェクタによって駆動される冷却材の再循環ループを保有し、給水ポンプトリップ事故発生時にはこのループによって炉心に冷却材の流れを確保して炉心の冷却を図ることができる。しかも再循環ループ建設にかかる費用を低く抑えることができる。また、再循環ループに設置された給水加熱器を起動系の一部として用いることで、さらなるコストダウンが図れる。かつ、復水器の放射能汚染などを抑制できるので、作業員被曝量増加を抑制できる。よって、本発明によれば、超臨界圧水冷却原子力プラントの経済性を悪化させることなく、安全性が高まる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１６】
以下に、本発明に係る超臨界圧水冷却原子力プラントの実施の形態について図１〜図６を参照して説明する。ここで、従来技術と共通または類似の部分には共通の符号を付して、重複説明を省略する。
【００１７】
図１は、本発明の第１の実施の形態に関わる超臨界圧水冷却原子力プラントの概念図である。本実施の形態に関わる超臨界圧水冷却原子力プラントは、以下のように構成されている。すなわち、高圧給水加熱器１１と原子炉１の間に、主蒸気配管２から主蒸気抽気配管１３を通って抽気された蒸気を加熱源とする給水加熱器１４を設置する。給水を加熱した後の抽気蒸気は凝縮して給水加熱器１４のドレン水となる。このドレン水は再循環ポンプ１５によって給水配管９へ戻されて、再び原子炉１へと給水される。  
なお、高圧給水加熱器１１は通常３段構成であるが、本実施の形態では１段減らす。その１段分の給水加熱機能を、給水加熱器１４が果たす。
【００１８】
このような構成によって、原子炉１→主蒸気配管２→主蒸気抽気配管１３→給水加熱器１４→再循環ポンプ１５→給水配管９→原子炉１、という冷却材の再循環ループが形成される。給水ポンプトリップ事故時にも、再循環ポンプ１５を駆動源とする再循環ループが存在する限り、冷却材を炉心２４へと循環させることができる。高圧給水加熱段数は、従来と同じでありながら、給水ポンプにフライホイール等の非常用設備を追加することなく、スクラムの動作遅れ、代替給水系の起動遅れを補うだけの冷却材の流れを本実施の形態の再循環ループで確保できる。
【００１９】
また、再循環ポンプ１５は、炉心流量の１０％程度の容量で、揚程は原子炉出入口の圧力差程度（数１０〜数１００ｋＰａ）なので、給水ポンプ（１００％流量、揚程２７ＭＰａ）と比較して、大幅に小さい。よって、再循環ポンプ１５を追加することによる経済的な負の影響は小さい。
【００２０】
図２は、本発明の第２の実施の形態に関わる超臨界圧水冷却原子力プラントの概念図である。本実施の形態に関わる超臨界圧水冷却原子力プラントは、以下のように構成されている。すなわち、図１の構成において、給水加熱器１４と再循環ポンプ１５の間に給水加熱器１４からのドレン水を一時的に保持するための給水加熱器ドレンタンク１６を設置するものである。
【００２１】
本実施の形態の追加給水加熱器ドレンタンク１６に冷却水が保持され、給水流量が喪失するなど異常時に、給水加熱器１４が機能せず、主蒸気が凝縮されない場合でも、ドレンタンク１６内の冷却水を再循環ポンプ１５で原子炉１に送ることができるので、炉心流量が確保される。ドレンタンク１６は単純な容器なので、コストの増加は小さい。しかも、コストの増加が小さいにもかかわらず、プラント安全性が向上する。
【００２２】
図３は、本発明の第３の実施の形態に関わる超臨界圧水冷却原子力プラントの概念図である。本実施の形態に関わる超臨界圧水冷却原子力プラントは、以下のように構成されている。すなわち、図１の構成において、給水加熱器１４を、起動時に必要な起動系の一部であるフラッシュタンクとして用いるものである。フラッシュタンクとは、高圧高温水を、その温度に対する飽和圧力以下に減圧させることで沸騰させる機器であり、火力発電所などで用いられている。
【００２３】
給水加熱器１４は伝熱管とその伝熱管を収容する胴とを有するシェル・チューブ型熱交換器であって、主蒸気抽気配管１３からの蒸気は胴側を流れ、給水は伝熱管内を流れるように構成されている。
【００２４】
超臨界圧水冷却原子力プラントの起動時は、まず、給水ポンプ８により、冷却水を超臨界圧まで昇圧する。その後、制御棒を引抜いていき、原子炉１で冷却水を加熱していく。冷却水の温度が設定温度以下の場合は、原子炉１から出た冷却水を再循環ループ（主蒸気抽気配管１３、給水加熱器１４、再循環ポンプ１５、給水配管９）で原子炉１に戻す。設定温度（通常２８０−２９０℃）以上になったら、給水加熱器１４（前記フラッシュタンクとして機能）にて減圧沸騰させることで、蒸気が発生する。主蒸気止め弁３を開くことで、この給水加熱器１４の胴側で発生した蒸気は起動時主蒸気供給配管１７を介してタービン４、５に流れ、タービンが起動する。原子炉出口温度が定格温度に達したら、主蒸気切替弁１８を開いて、主蒸気を直接タービン４、５に送る。減圧沸騰により発生した給水加熱器１４のドレン水は、再循環ポンプ１５、給水配管９によって原子炉１に戻る。
【００２５】
このような構成によれば、従来、起動用のためだけに設置していたフラッシュタンクの機能を給水加熱器１４でまかなえる。かつ、従来はフラッシュタンクのドレン水が復水器６に流れていたのが、原子炉１へ戻るようになり、ドレン水中に含まれる放射能が復水器６に行かなくなる。よって、起動用機器が合理化され経済性が向上しつつ、復水器６に放射能が流れ込むのを防ぐことができ、安全性が高まる。
【００２６】
図４は、本発明の第４の実施の形態に関わる超臨界圧水冷却原子力プラントの概念図である。本実施の形態に関わる超臨界圧水冷却原子力プラントは、以下のように構成されている。すなわち、図３の構成において、給水加熱器１４を格納容器１９の内側に配置したものである。この配置によって、放射能を含む冷却材（水相）を格納容器１９内に閉じ込めることができる。よって、復水器６を含んだタービン建屋を放射線管理区域として管理する必要がない。作業員の被爆量も増加することがない。
【００２７】
図５は、本発明の第５の実施の形態に関わる超臨界圧水冷却原子力プラントの概念図である。本実施の形態に関わる超臨界圧水冷却原子力プラントは、以下のように構成されている。すなわち、図１の構成において、給水加熱器１４と再循環ポンプ１５の代わりに、主蒸気抽気配管１３からの抽気蒸気を駆動源として動作するスチームインジェクタ２０を設置し、これによって給水との熱交換を行なうとともに、再循環ループの駆動力も担わせるものである。スチームインジェクタ２０は静的機器であるため、一層の信頼性向上が見込める。また、給水加熱器１４と再循環ポンプ１５の役割を単一の機器で行なえるため、経済性の向上も見込める。
【００２８】
図６は、本発明の第６の実施の形態に関わる超臨界圧水冷却原子力プラントの概念図である。本実施の形態に関わる超臨界圧水冷却原子力プラントは、以下のように構成されている。すなわち、図５の構成において、高圧給水加熱器１１とスチームインジェクタ２０の間にバッファタンク２１を設置するものである。バッファタンク２１を設置することで、給水ポンプがトリップするなど異常時に、バッファタンク２１内の冷却水をスチームインジェクタ２０で原子炉に送ることができるので、炉心流量が確保される。バッファタンク２１は単純な容器なので、コストの増加は小さい。よって、コストの増加が小さいにもかかわらず、プラント安全性が向上する。
【図面の簡単な説明】
【００２９】
【図１】本発明に係る超臨界圧水冷却原子力プラントの第１の実施の形態を示す概略系統図。
【図２】本発明に係る超臨界圧水冷却原子力プラントの第２の実施の形態を示す概略系統図。
【図３】本発明に係る超臨界圧水冷却原子力プラントの第３の実施の形態を示す概略系統図。
【図４】本発明に係る超臨界圧水冷却原子力プラントの第４の実施の形態を示す概略系統図。
【図５】本発明に係る超臨界圧水冷却原子力プラントの第５の実施の形態を示す概略系統図。
【図６】本発明に係る超臨界圧水冷却原子力プラントの第６の実施の形態を示す概略系統図。
【図７】従来の超臨界圧水冷却原子力プラントの概略系統図。
【図８】従来の超臨界圧水原子炉を示す模式的立断面図。
【図９】従来の超臨界圧水冷却原子力プラントの起動系を含む概略系統図。
【図１０】従来の超臨界圧水冷却原子力プラントにおいて給水ポンプの慣性が比較的大きい場合の給水ポンプトリップ事故時の主要パラメータの時間変化を表すグラフ。
【図１１】従来の超臨界圧水冷却原子力プラントにおいて給水ポンプの慣性が比較的小さい場合の給水ポンプトリップ事故時の主要パラメータの時間変化を表すグラフ。
【符号の説明】
【００３０】
１…原子炉、２…主蒸気配管、３…主蒸気止め弁、４…高圧タービン、５…低圧タービン、６…復水器、７…復水ポンプ、８…給水ポンプ、９…給水配管、１０…低圧給水加熱器（第２の給水加熱器）、１１…高圧給水加熱器（第２の給水加熱器）、１２…代替給水系ポンプ、１３…主蒸気抽気配管、１４…給水加熱器（第１の給水加熱器）、１５…再循環ポンプ、１６…追加給水加熱器ドレンタンク、１７…起動時主蒸気供給配管、１８…主蒸気切り替え弁、１９…格納容器、２０…スチームインジェクタ、２１…バッファタンク、２２…フラッシュタンク、２３…フラッシュタンクドレンライン、２４…原子炉下部プレナム、２５…炉心、２６…原子炉上部プレナム。
【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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【図９】
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【図１０】
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【図１１】
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