(57)【要約】【課題】強制循環炉においても、静的安全系概念と適合し、さらに原子炉格納容器についても従来と同様に原子炉格納容器底部に圧力抑制プールを位置させ、同時に原子炉格納容器および原子炉建屋高さを小さくする。【解決手段】原子炉圧力容器１２の底部に炉心１３を位置させ、炉心の上方に制御棒駆動系１４を配置し、上部挿入式制御棒駆動系および給水駆動ジェットポンプ方式の再循環系１５を有し、原子炉格納容器の底部に圧力抑制プール１６を位置させ、圧力抑制プールの水位ｈ１を炉心より上方に位置させた静的安全系を備える。【選択図】  図１
2007240284.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉圧力容器の底部に炉心を位置させるとともに、前記炉心の上方に制御棒駆動機構を配置した上部挿入式制御棒駆動系および給水駆動ジェットポンプ方式の再循環系を有する沸騰水型原子力発電設備において、原子炉格納容器の底部に圧力抑制プールを位置させるとともに、前記圧力抑制プールの水位を前記炉心より上方に位置させた静的安全系を備えたことを特徴とする沸騰水型原子力発電設備。
【請求項２】
前記静的安全系は、前記原子炉格納容器の上部または上方に設置された重力落下式注水プールまたはタンクを備え、事故時には前記重力落下式注水プールまたはタンクから前記炉心より上方位置まで格納容器冠水し、重力差により均圧炉心注水する構成とした請求項１記載の沸騰水型原子力発電設備。
【請求項３】
前記静的安全系は、重力落下式注水系、均圧注水系および静的格納容器冷却系との組み合わせにより構成した請求項１または２記載の沸騰水型原子力発電設備。
【請求項４】
前記静的安全系は、事故時の原子炉減圧中の注水系として、バッテリー駆動ポンプ注水系、蓄圧注水系、タービン駆動ポンプ原子炉隔離時冷却系または原子炉蒸気導入均圧注水系を備えた請求項１ないし３のいずれか一項に記載の沸騰水型原子力発電設備。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は沸騰水型原子力発電設備、特に静的安全系の改良に係り、原子炉格納容器および原子炉建屋の高さ低減、コンパクト化等を図った沸騰水型原子力発電設備に関する。
【背景技術】
【０００２】
従来、沸騰水型原子力発電設備の静的安全系においては、原子炉格納容器内の炉心より高い位置まで重力注水された水を、原子炉圧力容器と原子炉格納容器との間の均圧を利用して原子炉格納容器から原子炉圧力容器内へ重力注水させる構成が採用されている。
【０００３】
図２は、このような沸騰水型原子炉の従来例を示している。この図２において、原子炉格納容器１内に原子炉圧力容器２が配置され、原子炉圧力容器２内の底部に炉心３が配置されている。この原子炉圧力容器２には、下部挿入式制御棒駆動系４が設けられ、この下部挿入式制御棒駆動系４が原子炉圧力容器２の下方に所定長さで配置されることにより、原子炉格納容器１の底部１ａは原子炉圧力容器２の底部２ａよりも低い配置となっている。なお、原子炉圧力容器２には、給水駆動ジェットポンプ方式の再循環系５が設けられている。
【０００４】
この構成のもとで、静的安全系として、原子炉格納容器１の下部に圧力抑制プール６が配置され、原子炉格納容器１の上部には静的格納容器冷却熱交換プール７、重力落下式注水プール８、バッテリー駆動注水ポンプ９、蓄圧または注水タンク１０等が設けられている。
【０００５】
ところで近年では、原子炉圧力容器と原子炉格納容器との間の均圧を利用して原子炉格納容器から原子炉圧力容器内へ重力注水させる静的安全系が提案されている（例えば非特許文献１参照）。この静的安全系は、ＥＳＢＷＲ（General Electric`s Simplified Boilling Water Reactor ）等に採用されており、圧力抑制プールを上方に引き上げた原子炉格納容器（レイズドサプレッションプールと呼ばれている）と、重力落下式注水および均圧注水とを組合わせた概念が適用されている。
【０００６】
この構成は、炉心位置より上に均圧注水のための水面を位置させるために、圧力抑制プールを従来の原子炉格納容器のように原子炉建屋底面に位置させるのではなく、１階層以上、上方まで持ち上げて設置したものである。
【０００７】
一方、静的安全系概念を成立させる方策として、炉心を原子炉圧力容器の底部に位置させ、さらに原子炉圧力容器の下側に如何なる付属設備も設けないで、原子炉圧力容器の下側の重力注水容積を最小化する提案もされている（例えば特許文献１、２および３等参照）。これらの提案では、制御棒駆動系を炉心の上方に位置させて炉心下方向に挿入させようとする方式と、自然循環或いは給水駆動ジェットポンプによる強制循環方式とを組合せる概念が採用されている。
【０００８】
また、従来では原子炉圧力容器に内蔵型上部制御棒駆動機構、重力落下式炉心冷却系および静的格納容器冷却系等からなる静的安全系を用いた沸騰水型原子力発電設備が提案されている（例えば特許文献４参照）。
【特許文献１】特公昭６２−３３９３号公報
【特許文献２】特開２００４−３３９３号公報
【特許文献３】特開平５−２３２２７２号公報
【特許文献４】特開２００２−１２２６８９号公報
【非特許文献１】ＩＡＥＡ  ＴＥＣＤＯＣ  １３９１（Ｍａｙ  ２００４）ＥＳＢＷＲ  Ｆｉｇ．４．７−７＆Ｆｉｇ．４．７−８
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００９】
上述した従来の沸騰水型原子力発電設備の静的安全系においては、原子炉圧力容器の下側に制御棒駆動系およびその保守スペースが必要とされるので、事故時に均圧循環冷却を達成するための原子炉格納容器の下部に重力冠水すべき水容量が膨大となり、さらにその水を原子炉格納容器内の上部に貯留する必要があり、原子炉格納容器および貯留タンク容量への影響が大きい。
【００１０】
また、原子炉圧力容器の高さ方向位置は定検時の燃料交換時に原子炉格納容器内を上の水プールから水シールする都合から、原子炉圧力容器のフランジ位置と原子炉格納容器蓋のフランジ部分とを同程度の高さに位置させる必要があり、さらに原子炉格納容器の上部空間には主蒸気管および給水管等の配管を引き回すための高さを確保する必要がある。そして、これらの配管の下方に圧力抑制プールを位置させる関係上、炉心高さを圧力抑制プール水面より下方に位置させるためには、原子炉圧力容器を長尺化したり、炉心長さを短尺化するなどの工夫が必要であった。
【００１１】
そのため、炉心より上方の自然循環力を得るためのチムニー高さ部分を大きく取ることができる自然循環炉の場合には、この静的安全系と適合するものの、強制循環炉のように炉心より上方のチムニー高さ部分が小さく、原子炉圧力容器高さが小さい場合には、この静的安全系との適合が困難であるという課題があった。
【００１２】
また、たとえ自然循環炉としてこれを適合させたとしても、その結果、原子炉納容器および原子炉建屋高さが大きくなり、経済性の観点からは好ましくなかった。
【００１３】
本発明はこのような事情に鑑みてなされたものであり、強制循環炉においても、静的安全系概念と適合し、さらに原子炉格納容器についても従来と同様に原子炉格納容器底部に圧力抑制プールを位置させ、同時に原子炉格納容器および原子炉建屋高さを小さくすることができ、コンパクトで経済的な構成とすることができる沸騰水型原子力発電設備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】
【００１４】
前記の目的を達成するために、本発明では、原子炉圧力容器の底部に炉心を位置させるとともに、前記炉心の上方に制御棒駆動機構を配置した上部挿入式制御棒駆動系および給水駆動ジェットポンプ方式の再循環系を有する沸騰水型原子力発電設備において、原子炉格納容器の底部に圧力抑制プールを位置させるとともに、前記圧力抑制プールの水位を前記炉心より上方に位置させた静的安全系を備えたことを特徴とする沸騰水型原子力発電設備を提供する。
【発明の効果】
【００１５】
本発明によれば、従来の沸騰水型原子力発電設備に比較して、下部制御棒駆動系関連分の高さが不要となることにより、原子炉格納容器および原子炉建屋ともに最下階のフロアを省略することが可能となる。したがって、従来の強制循環型の沸騰水型原子力発電設備に比べて原子炉格納容器および原子炉建屋が低く、コンパクトな設計にすることができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１６】
以下、本発明に係る沸騰水型原子力発電設備の実施形態について、図１を参照して説明する。図１は、沸騰水型原子力発電設備の全体構成を示す断面図である。
【００１７】
図１に示すように、本実施形態の沸騰水型原子力発電設備では、原子炉格納容器１１内に原子炉圧力容器１２が配置され、原子炉圧力容器１２内の底部に炉心１３が配置されている。この原子炉圧力容器１２には、炉心１３の上方、例えば原子炉圧力容器１２の外部上方に制御棒駆動機構を配置した上部挿入式制御棒駆動系１４が設けられており、この上部挿入式制御棒駆動系１４を設けることにより、原子炉格納容器１１の底部１１ａの下方には、何らの機構もない構成となっている。本実施形態では、原子炉格納容器１１の底部１１ａと原子炉圧力容器１２の底部１２ａとは接近する高さで配置されている。
【００１８】
また、原子炉圧力容器１２には、給水駆動ジェットポンプ方式の再循環系１５が設けられている。そして、静的安全系として、原子炉格納容器１１の低部に圧力抑制プール１６が配置されるとともに、原子炉格納容器１１の上部には静的格納容器冷却系としての静的格納容器冷却熱交換プール１７、重力落下式注水系としての重力落下式注水プール１８、バッテリー駆動注水ポンプ系を構成するバッテリー駆動注水ポンプ１９、蓄圧注水系としての蓄圧または注水タンク２０等が設けられている。
【００１９】
原子炉圧力容器１２の炉心上方には、気水分離器２１および蒸気乾燥器２２が設けられている。また、原子炉圧力容器１２には給水スパージャ２３、ジェットポンプ駆動水配管２４、主蒸気配管２５等が接続されている。圧力抑制プール１６には、逆止弁２６を有するＬＯＣＡベント管２７が設けられ、原子炉格納容器１１内に連通している。静的格納容器冷却熱交換プール１７には、静的格納容器冷却熱交換器２８が設けられ、主蒸気配管２５の減圧弁２９に接続されている。重力落下式注水プール１８、バッテリー駆動注水ポンプ１９、蓄圧または注水タンク２０等には、給水配管３０、電動弁３１および逆止弁３２が設けられ、原子炉圧力容器１２内への水供給が行われるようになっている。また、圧力抑制プール１６には、ドライウェル下部冠水用配管３３および爆破弁３４が設けられている。原子炉圧力容器１２の炉心付近には長期原子炉均圧注水用配管３５および爆破弁からなる均圧注入弁３６が設けられている。
【００２０】
このように、本実施形態では、原子炉圧力容器１２の底部に炉心１３を位置させるとともに、炉心１３の上方に制御棒駆動機構を配置した上部挿入式制御棒駆動系１４および給水駆動ジェットポンプ方式の再循環系１５を有する。そして、原子炉格納容器１１の底部には圧力抑制プール１６を位置させるとともに、圧力抑制プール１６の水位ｈ１を炉心１３の上端高さｈ２より上方に位置させた静的安全系を備えている。
【００２１】
また、静的安全系は、原子炉格納容器１１の上部または上方に設置された重力落下式注水プール１８またはタンクを備え、事故時には重力落下式注水プール１８またはタンクから炉心１３より上方位置まで格納容器冠水し、重力差により均圧炉心注水する構成となっている。すなわち、本実施形態の静的安全系は重力落下式注水系としての重力落下式注水プール１８、均圧注水系および静的格納容器冷却系との組み合わせにより構成され、静的安全系は、事故時の原子炉減圧中の注水系として、バッテリー駆動ポンプ注水系、蓄圧注水系、タービン駆動ポンプ原子炉隔離時冷却系および原子炉蒸気導入均圧注水系を備えている。
【００２２】
このように、本実施形態では、原子炉圧力容器側に外装型上部制御棒駆動系と給水駆動ジェットポンプ式再循環系とを備えた構成されており、原子炉格納容器１１側には圧力抑制プールを底部に位置させた原子炉格納容器１１を備えた構成とされている。
【００２３】
また、静的安全系に関しては、従来の重力落下式注水系および均圧注水系に加えて、原子炉圧力容器高さを強制循環炉並みに低減出来るように、原子炉を減圧均圧して重力落下注水系が注水されるまでの間の炉心冷却手段として、バッテリー駆動ポンプ注水系１９が設けられている。
【００２４】
このように構成された本実施形態において、冷却材喪失事故時には、以下の作用が行われる。すなわち、配管破断が発生し、炉水位が低下すると、減圧弁２９が開となり、原子炉圧力容器１２内の減圧および原子炉格納容器１１との均圧が行われる。本実施形態のような原子炉圧力容器高さが従来の強制循環炉と略同程度に低く、炉心１３より上に十分な保有水を持たない場合には、重力落下式注水系が作動するまでに炉水位が低下して炉心が露出してしまうので、その間の必要な一定期間はバッテリー駆動注水ポンプ１９が作動し、炉水位が維持される。
【００２５】
その後、原子炉圧力が十分低下すれば、重力落下式注水系１８が作動し、炉水位は引き続いて維持される。この重力落下式注水系１８から炉心１３に供給された水は、最終的に破断口としての長期原子炉均圧注水用配管３５から原子炉格納容器１２の底部に供給されるので、原子炉格納容器１２内の水位は炉心１３よりも上方に位置される。
【００２６】
その結果、圧力抑制プール１６と格納容器ドライウェル間を連絡弁を開いて連通させれば、格納容器水位は常に炉心１３よりも上方に位置され、均圧注入弁３６の開動作により炉心１３へ冷却水が重力注水される。そして、原子炉格納容器１２からの除熱が静的格納容器冷却熱交換器２８を通して行われると、この状態のまま炉心冷却状態を長期間継続することができる。
【００２７】
一方、本実施形態の原子炉格納容器１１では、炉心１３が原子炉圧力容器１２の底部に位置し、原子炉圧力容器１２の下側には何らの機器も存在しないので、原子炉格納容器１１の床を必要以上に下方に配置する必要がなく、底部設置型の圧力抑制プール１６であっても容易に炉心１３より上方の水位を実現することができる。
【００２８】
なお、給水駆動ジェットポンプ式再循環システムは、タービンから原子炉に戻る給水を炉内に設置されるジェットポンプに供給して炉水の強制循環と炉心流量制御を行うシステムであり、その一部は炉水位制御のためにバイパスして供給される。このシステムは炉内にはジェットポンプおよびその付属設備のみの全て静的な機器で構成される。
【００２９】
また、バッテリー駆動ポンプ注水系１９は、原子炉圧力容器１２が重力落下式注水系作動圧力に減圧されるまでの過渡的な期間のみ、原子炉圧力容器１２へ注水するシステムであり、コンパクトで高出力のバッテリ−（例えば、リチウムイオン電池およびその付属設備で構成される）を駆動源として作動し、非常用交流電源によらない高い信頼性を発揮する。
【００３０】
本実施形態によれば、下部制御棒駆動系関連分の高さが不要となることにより、原子炉格納容器１２および原子炉建屋ともに最下階の１フロアー分を省略することができ、従来の強制循環型の沸騰水型原子力発電設備に比べても原子炉格納容器１１と原子炉建屋が低く、コンパクトな設計にすることができる。また、建屋階層の低減により、大幅な建設工期低減に寄与することができる。
【００３１】
また、本実施形態によれば、全ての安全系に非常用交流電源を用いない構成となっているので、非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）などの非常用内部交流電源が不要であり、電源系および制御系も大幅に簡素化される。
【００３２】
さらに、原子炉格納容器１１の下部を冠水する重力落下式注水容量が低減され、原子炉圧力容器外部の炉心１３周りを容易に冠水できるので、炉心溶融を伴う重大事故（ＳＡ）時の溶融炉内保持（ＩＶＲ（Ｉｎ  Ｖｅｓｓｅｌ  Ｒｅｔｅｎｔｉｏｎ））も容易に行われ、安全性および溶融炉心冷却の信頼性も向上することができる。
【００３３】
なお、重力落下式注水系が作動するまでの原子炉減圧中の炉水位維持のために、本実施形態ではバッテリー駆動ポンプ注水系１９を設けたが、この機能は例えば蓄圧注水系、原子炉蒸気駆動タービンポンプによる原子炉隔離時冷却系、或いは原子炉蒸気を水源タンクに導いて均圧させ重力落下注水させる均圧注水系等の設備により代用することも可能である（図１には代表的に蓄圧注水系を示してある）。これらの設備によっても、上記と同等の効果を得ることができる。
【図面の簡単な説明】
【００３４】
【図１】本発明に係る沸騰水型原子力発電設備の一実施形態を示す断面図。
【図２】従来例を示す断面図。
【符号の説明】
【００３５】
１１  原子炉格納容器
１１ａ  原子炉格納容器の底部
１２  原子炉圧力容器
１２ａ  原子炉圧力容器の底部
１３  炉心
１４  上部挿入式制御棒駆動系
１５  再循環系
１６  圧力抑制プール
１７  静的格納容器冷却熱交換プール
１８  重力落下式注水プール
１９  バッテリー駆動注水ポンプ
２０  蓄圧または注水タンク
２１  気水分離器
２２  蒸気乾燥器
２３  給水スパージャ
２４  ジェットポンプ駆動水配管
２５  主蒸気配管
２６  逆止弁
２７  ＬＯＣＡベント管
２８  静的格納容器冷却熱交換器
２９  減圧弁
３０  給水配管
３１  電動弁
３２  逆止弁
３３  ドライウェル下部冠水用配管
３４  爆破弁
３５  長期原子炉均圧注水用配管
３６  均圧注入弁
【図１】
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【図２】
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