(57)【要約】【課題】非常用電源を含む全電力を喪失する等の事象が生じた場合、前記の電動ポンプ及び電動弁は作動せず、非常用炉心冷却設備が機能しない可能性があり、全電力喪失時の原子炉の安全性を確保するためには、動的手段によらない非常用炉心冷却設備が不可欠である。【解決手段】原子炉圧力容器よりも上方に非常用冷却水用水源を位置させ、前記非常用冷却水用水源から原子炉圧力容器、原子炉格納容器、使用済燃料貯蔵用プール等へ、所定の温度で自動的に開閉する温度応動弁等を介して給水用配管を接続することにより、全電力喪失時においても前記原子炉圧力容器、原子炉格納容器、使用済燃料貯蔵用プール等に非常用冷却水を重力により注入することが可能となり、原子炉を安全な状態に保持することができる。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉における冷却水喪失事故等に際し、原子炉圧力容器内を冷却する非常用炉心冷却設備において、非常用冷却水用水源を原子炉圧力容器より上方に位置させ、非常用冷却水を重力により注入させる非常用炉心冷却設備であって、非常用冷却水用水源と原子炉圧力容器並びにその他冷却を必要とする箇所とを接続する給水用配管に介在して配された弁が、電力等を必要とする電動弁等の動的手段によらず温度により受動的に開閉する温度応動弁により構成されることを特徴とする非常用炉心冷却設備。
【請求項２】
請求項１において、前記温度応動弁は温度変化に起因する材料の変形によって弁の開閉を制御することを特徴とする非常用炉心冷却設備。
【請求項３】
請求項１において、前記温度応動弁の一部に温度５０℃〜５００℃で溶融する低融点材料を用いることにより、温度による材料の状態変化（固体、液体、気体）により弁の開閉を制御することを特徴とする非常用炉心冷却設備。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、非常用炉心冷却設備に係わり、特に,全電力喪失事故時等においてもポンプなどの動的手段を用いることなく機能する非常用炉心冷却設備に関する。
【背景技術】
【０００２】
従来の沸騰水型軽水炉及び改良型沸騰水型軽水炉においては、地震や津波等の天災による外部電力喪失時や原子炉構造物の破損等に起因する冷却水の喪失等が生じた際に、非常用冷却水を原子炉圧力容器内に注入して原子炉の安全性を確保するための非常用炉心冷却設備が備えられている。
【０００３】
非常用炉心冷却設備は、原子炉圧力容器下部に設置されたサプレッションプール及び復水貯蔵タンクを非常用冷却水の水源とし、この水を非常用炉心冷却ポンプ等の動的手段を用いて昇圧することにより、給水用配管を通して原子炉圧力容器に注入する方式となっている。
【０００４】
また、炉心溶融に至るという様な、設計基準事故を越えるような事故が、万が一、発生した場合には、原子炉格納容器内における原子炉圧力容器の下部空間に、復水補給水系ポンプ等の外部動力源を用いて復水貯蔵タンクの水を注入することが計画されている。
【０００５】
前述の沸騰水型軽水炉及び改良型沸騰水型軽水炉においては、停電等の外部電力喪失時においても非常用炉心冷却設備を機能させることを目的とし、例えばディーゼル発電機の様な非常用電源を備えている。しかし、非常用電源を含む全電力喪失状態に陥った場合、前記非常用炉心冷却設備が機能しない可能性が考えられる。
【０００６】
近年、原子炉の信頼性の向上並びに原子炉システムの簡素化を目的とし、例えば、特開平８-２８５９８３号公報に示されるように、非常用冷却水源を原子炉建屋上部に設置することが提案されており、電動弁並びに電動ポンプを用いて機能する構成とされている。
【０００７】
また、例えば、特開平６-１３０１７４号公報及び特開２００７-２４０２８４号公報に示されるように、原子炉の安全性向上を目的とし、静的安全系を備えた原子力発電設備の提案がなされている。特開平６-１３０１７４号公報においては、原子炉圧力容器内の水位並びに原子炉圧力容器上方に位置させた給水タンクの水位に応じて開閉を制御する弁を用いることにより、原子炉圧力容器の水位低下に伴い、重力落下にて冷却水を注入する手法がとられている。
【０００８】
また、特開２００７-２４０２８４号公報においては、給水タンクを原子炉圧力容器の上方に位置させ原子炉格納容器と連通させて均圧化させると共に、原子炉圧力容器と原子炉格納容器とを均圧弁を介して連通させることにより、万一の事故等による冷却水喪失事象が生じた場合には、均圧弁を開放させることにより原子炉圧力容器と原子炉格納容器とを均圧化させ、給水タンクから原子炉格納容器内に重力落下で冷却水を注入し、原子炉格納容器内に注入された冷却水が、前記均圧弁を介して原子炉圧力容器内に注入される。特許文献３においても、原子炉圧力容器内の水位低下に伴って原子炉圧力容器内へ注水がなされる。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００９】
【特許文献１】特開平８-２８５９８３号公報
【特許文献２】特開平６-１３０１７４号公報
【特許文献３】特開２００７-２４０２８４号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１０】
先述のように、非常用炉心冷却設備は、地震や津波等の天災による外部電力喪失時や原子炉構造物の破損等に起因する冷却水の喪失等が生じた際に、非常用冷却水を原子炉圧力容器内に注入して炉心の冠水状態、冷温状態を保持するものであるが、外部電力喪失の際は非常用電源等によって電動ポンプや電動弁等の動的手段を駆動することによって機能させていた。
【００１１】
しかし、非常用電源等を含む全電力を喪失する等の事象が生じた場合、前記の電動ポンプ及び電動弁等の動的手段は作動しない為、非常用炉心冷却設備が機能しない可能性がある。よって全電力喪失時の原子炉の安全性を確保するためには、動的手段によらない非常用炉心冷却設備が必要である。
【００１２】
一方、静的安全系を備えた原子力発電設備に関する特許文献においては、いずれも原子炉圧力容器内の冷却水位の低下に連動して非常用冷却水の注入がなされるが、原子炉の安全性をより向上させるためには、万一の事故時において原子炉圧力容器内の水位の低下要因となる原子炉圧力容器内部の過昇温が生じた時点で、非常用冷却水の注入を開始し原子炉圧力容器内を冷温状態に保持することが望ましい。
【課題を解決するための手段】
【００１３】
本発明は、かかる課題を解決するために、原子炉圧力容器よりも上方に非常用冷却水プールを位置させ、前記非常用冷却水プールから原子炉圧力容器、原子炉格納容器、使用済燃料貯蔵用プール等の冷却を必要とする箇所へ、所定の温度で自動的に開閉する温度応動弁等を介して給水用配管を接続することにより、全電力喪失時においても前記原子炉圧力容器、原子炉格納容器、使用済燃料貯蔵用プール等に非常用冷却水を重力落下により注入することが可能となり、原子炉を安全な状態に保持することが可能となる。
【発明の効果】
【００１４】
本発明によれば、非常用電源等を含む全電力を喪失する等の事象が生じた場合においても、電動弁や電動ポンプ等の動的手段を用いることなく非常用冷却水を原子炉圧力容器、原子炉格納容器、使用済燃料貯蔵用プール等に重力落下で注入することが可能な非常用炉心冷却設備を提供可能となり、全電力喪失時においても原子炉を安全な状態に保持することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１５】
【図１】本発明の実施例１における非常用炉心冷却設備の系統概念図である。
【図２】温度応動弁の設置位置の例を示す説明図である。
【図３】本発明の実施例２における非常用炉心冷却設備の系統概念図である。
【図４】本発明の実施例３における非常用炉心冷却設備の系統概念図である。
【図５】本発明の実施例４における非常用炉心冷却設備の系統概念図である。
【図６】図５に示す原子炉建屋内に配置された非常用炉心冷却設備の詳細系統図である。
【発明を実施するための形態】
【００１６】
本発明の実施例を、図面を参照しながら詳細を説明する。
【実施例１】
【００１７】
図１は、沸騰水型原子炉に適用された本発明の好適な一実施例である実施例１の非常用炉心冷却設備の適用例を示す。原子炉建屋３内に原子炉格納容器２を設置し、原子炉格納容器２内に原子炉圧力容器１及びサプレッションプール５を有している。原子炉建屋３の上部には使用済燃料を貯蔵する使用済燃料貯蔵プール４が設けられており、水を張った状態とされている。
【００１８】
本実施例においては、非常用冷却水を貯蔵する非常用冷却水プール６を原子炉建屋３の上部で原子炉圧力容器１よりも上方に設置している。非常用冷却水プール６からは、非常用冷却水注入用配管８及び非常用冷却水注入用スプリンクラー配管９が設置されており、それぞれ非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ及び７ｂを介して非常用冷却水注入用配管８は原子炉圧力容器１へ、非常用冷却水注入用スプリンクラー配管９はスプリンクラー１０へ接続されている。
【００１９】
原子炉圧力容器１の上部には、原子炉圧力容器内の気体を放出し減圧するためのベント用配管１２が非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁１１を介して接続されている。本実施例では、ベント用配管１２の原子炉圧力容器の逆側端面は原子炉建屋３内に位置しているが、原子炉圧力容器１内の気体の放出が可能な範囲においてはこの限りではない。
【００２０】
非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ｂおよび非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁１１は、弁の一部に形状記憶合金やバイメタル等の材料を用いることにより、温度変化に起因する材料の変形によって弁の開閉を制御する温度応動型の弁であり、通常の原子炉運転時には閉となった状態で待機している。
【００２１】
非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ｂおよび非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁１１には、弁の一部に５０℃〜５００℃で溶融する低融点材料を用いることにより、温度による材料の状態変化（固体、液体、気体）により弁の開閉を制御する温度応動型の弁を用いても良い。この場合も通常の原子炉運転時には前記非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ｂおよび非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁１１は閉となった状態で待機している。
【００２２】
非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ｂおよび非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁１１は、使用されるそれぞれの箇所における通常運転時並びに異常発生時の温度変化に伴って、開閉動作が可能となるよう設定されている。
【００２３】
事故等や異常な過渡変化等により、原子炉圧力容器１内の冷却水の喪失に伴う水位の低下あるいは原子炉圧力容器１、原子炉格納容器２、原子炉建屋３内の温度上昇が生じ、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ｂおよび非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁１１のそれぞれが設置された箇所において、それぞれの弁の動作設定温度に達した場合、前記弁は電力等の外部動力源を必要とすることなく開操作される。
【００２４】
この場合、使用済燃料貯蔵プール４上部に設置されたスプリンクラー１０からは、非常用冷却水プール６に貯蔵された非常用冷却水が、非常用冷却水プール６に連通した非常用冷却水注入用スプリンクラー配管９並びに所定温度に達して開操作された非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ｂを介して重力落下により注入される。これにより、使用済燃料貯蔵プール４内の冷却水温度の上昇を防ぐと共に、使用済燃料貯蔵プール４内の冷却水の水位を確保し、放射性物質の外部流出を防止する。
【００２５】
非常用冷却水プール６から原子炉圧力容器１へ接続された非常用冷却水注入用配管８に介して取り付けられた非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ及び、原子炉圧力容器１内の気体を放出し減圧するためのベント用配管１２に介して取り付けられた非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁１１がそれぞれ動作設定温度に達し、開操作された場合、原子炉圧力容器１内の気体がベント用配管１２から放出され、原子炉圧力容器１内部の圧力が低下すると共に、非常用冷却水プール６に貯蔵された非常用冷却水が、非常用冷却水プール６と原子炉圧力容器１とを連通した非常用冷却水注入用配管８を介して重力落下により注入される。これにより、原子炉圧力容器１内の冷却水の水位が確保されると共に、原子炉圧力容器内１内の温度上昇を抑制できる。
【００２６】
本実施例１では、事故等による原子炉圧力容器１内の温度上昇、冷却水の喪失に伴う水位の低下、あるいは異常な過渡変化等が生じた場合において、非常用冷却水を原子炉圧力容器１及び使用済燃料貯蔵プール４に外部電力や非常用電源等を必要とせず重力落下で注入する例を示したが、非常用冷却水注入配管を非常用冷却水プール６からサプレッションプール５へと非常用冷却水注入用温度応動型制御弁を介して接続し、サプレッションプールへの非常用冷却水の注入を行っても良い。また、炉心溶融に至るという様な、設計基準事故を越えるような事故が発生した場合を想定し、非常用冷却水注入配管を非常用冷却水プール６から原子炉格納容器２の下部空間に非常用冷却水注入用温度応動型制御弁を介して接続し、原子炉格納容器２の下部空間への非常用冷却水の注入を行っても良い。
【００２７】
また、本実施例１では非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ及び非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁１１を原子炉圧力容器１の外部に設置した例を示したが、図２に示すように、前記非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ及び非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁１１は原子炉圧力容器１内に設置しても良い。
【００２８】
本実施例１によれば、外部電力並びに非常用電源等を必要とせず、万一の全電力喪失時においても、原子炉圧力容器並びに各部要冷却部に非常用冷却水を注入可能な非常用炉心冷却設備を提供することが可能となり、原子炉の安全性および信頼性を向上させることができる。
【実施例２】
【００２９】
図３は、沸騰水型原子炉への本発明他の実施例である実施例２の非常用炉心冷却設備の適用例を示す。原子炉建屋３内に原子炉格納容器２を有し、原子炉格納容器内に原子炉圧力容器１及びサプレッションプール５を有している。原子炉建屋上部には使用済燃料を貯蔵する使用済燃料貯蔵プール４が設けられており、水を張った状態とされている。
【００３０】
実施例２においては、非常用冷却水を貯蔵する非常用冷却水タンク１３を原子炉建屋上部かつ原子炉圧力容器よりも上に設置している。非常用冷却水タンク１３は気密を確保した構造となっている。非常用冷却水タンク１３からは、非常用冷却水注入用配管８及び非常用冷却水注入用スプリンクラー配管９が設置されており、それぞれ非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ｂを介して非常用冷却水注入用配管８は原子炉圧力容器１へ、非常用冷却水注入用スプリンクラー配管９はスプリンクラー１０へ接続されている。
【００３１】
原子炉圧力容器１の上部には、原子炉圧力容器１内の圧力と非常用冷却水タンク１３内の圧力とを均圧化するための均圧用配管１４が非常用冷却水注入用温度応動型均圧制御弁７ｃを介して接続されている。
【００３２】
非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ｂおよび非常用冷却水注入用温度応動型均圧制御弁７ｃは、弁の一部に形状記憶合金やバイメタル等の材料を用いることにより、温度変化に起因する材料の変形によって弁の開閉を制御する温度応動型の弁であり、通常の原子炉運転時には閉となった状態で待機している。
【００３３】
非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ｂおよび非常用冷却水注入用温度応動型均圧制御弁７ｃには、弁の一部に５０℃〜５００℃で溶融する低融点材料を用いることにより、温度による材料の状態変化（固体、液体、気体）により弁の開閉を制御する温度応動型の弁を用いても良い。この場合も通常の原子炉運転時には前記非非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ｂおよび非常用冷却水注入用温度応動型均圧制御弁７ｃは閉となった状態で待機している。
【００３４】
非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ｂおよび非常用冷却水注入用温度応動型均圧制御弁７ｃは、使用されるそれぞれの箇所における通常運転時並びに異常発生時の温度変化に伴って開閉動作が可能となるよう設定されている。
【００３５】
事故等や異常な過渡変化等により、原子炉圧力容器１内の冷却水の喪失に伴う水位の低下あるいは原子炉圧力容器１、原子炉格納容器２、原子炉建屋３内の温度上昇が生じ、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ｂおよび非常用冷却水注入用温度応動型均圧制御弁７ｃのそれぞれが設置された箇所において、それぞれの弁の動作設定温度に達した場合、前記弁は電力等の外部動力源を必要とすることなく開操作される。
【００３６】
非常用冷却水タンク１３から原子炉圧力容器１へ接続された非常用冷却水注入用配管８に介して取り付けられた非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ及び、原子炉圧力容器１内の圧力と非常用冷却水タンク１３内の圧力とを均圧化するための均圧用配管１４に介して取り付けられた非常用冷却水注入用温度応動型均圧制御弁７ｃがそれぞれ動作設定温度に達して開操作された場合、原子炉圧力容器１内と非常用冷却水タンク１３とが均圧化されると共に、非常用冷却水タンク１３に貯蔵された非常用冷却水が、非常用冷却水タンク１３と原子炉圧力容器１とを連通した非常用冷却水注入用配管８を介して重力落下により注入される。これにより、原子炉圧力容器１内の冷却水の水位が確保されると共に、原子炉圧力容器内１内の温度上昇を抑制できる。
【００３７】
また、使用済燃料貯蔵プール４上部に設置されたスプリンクラー１０からは、非常用冷却水タンク１３に貯蔵された非常用冷却水が、非常用冷却水タンク１３に連通した非常用冷却水注入用スプリンクラー配管９並びに所定温度に達して開操作された非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ｂを介して重力落下により注入される。これにより、使用済燃料貯蔵プール４内の冷却水温度の上昇を防ぐと共に、使用済燃料貯蔵プール４内の冷却水の水位を確保し、放射性物質の外部流出を防止する。
【００３８】
本実施例２では、事故等による原子炉圧力容器１内の温度上昇、冷却水の喪失に伴う水位の低下、あるいは異常な過渡変化等が生じた場合において、非常用冷却水を原子炉圧力容器１及び使用済燃料貯蔵プール４に外部電力や非常用電源等を必要とせず重力落下で注入する例を示したが、非常用冷却水注入配管を非常用冷却水タンク１３からサプレッションプール５へと非常用冷却水注入用温度応動型制御弁を介して接続し、サプレッションプールへの非常用冷却水の注入を行っても良い。また、炉心溶融に至るという様な、設計基準事故を越えるような事故が発生した場合を想定し、非常用冷却水注入配管を非常用冷却水タンク１３から原子炉格納容器２の下部空間に非常用冷却水注入用温度応動型制御弁を介して接続し、原子炉格納容器２の下部空間への非常用冷却水の注入を行っても良い。
【００３９】
また、本実施例２では非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ及び非常用冷却水注入用温度応動型均圧制御弁７ｃを原子炉圧力容器１の外部に設置した例を示したが、図２に示すように、前記非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ及び非常用冷却水注入用温度応動型均圧制御弁７ｃは原子炉圧力容器１内に設置しても良い。
【００４０】
本実施例によれば、外部電力並びに非常用電源等を必要とせず、万一の全電力喪失時においても、原子炉圧力容器並びに各部要冷却部に非常用冷却水を注入可能な非常用炉心冷却設備を提供することが可能となり、原子炉の安全性・信頼性を向上させることができる。
【実施例３】
【００４１】
図４は、沸騰水型原子炉への本発明の他の実施例である非常用炉心冷却設備の適用例を示す。原子炉建屋３内に原子炉格納容器２を有し、原子炉格納容器内に原子炉圧力容器１及びサプレッションプール５を有している。原子炉建屋上部には使用済燃料を貯蔵する使用済燃料貯蔵プール４が設けられており、水を張った状態とされている。
【００４２】
実施例３においては、非常用冷却水を貯蔵する非常用冷却水給水棟１５を原子炉建屋外部かつ非常用冷却水給水棟１５の下端部が原子炉圧力容器上端部よりも上方となる様に設置している。非常用冷却水給水棟１５からは、非常用冷却水注入用配管８及び非常用冷却水注入用スプリンクラー配管９が設置されており、それぞれ非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ｂを介して非常用冷却水注入用配管８は原子炉圧力容器１へ、非常用冷却水注入用スプリンクラー配管９はスプリンクラー１０へ接続されている。
【００４３】
原子炉圧力容器１の上部には、実施例１と同様に原子炉圧力容器内の気体を放出し減圧するためのベント用配管１２が非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁１１を介して接続されている。本実施例では、ベント用配管１２の原子炉圧力容器の逆側端面は原子炉建屋３内に位置しているが、原子炉圧力容器１内の気体の放出が可能な範囲においてはこの限りではない。
【００４４】
非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ｂおよび非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁１１は、弁の一部に形状記憶合金やバイメタル等の材料を用いることにより、温度変化に起因する材料の変形によって弁の開閉を制御する温度応動型の弁であり、通常の原子炉運転時には閉となった状態で待機している。
【００４５】
非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ｂおよび非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁１１には、弁の一部に５０℃〜５００℃で溶融する低融点材料を用いることにより、温度による材料の状態変化（固体、液体、気体）により弁の開閉を制御する温度応動型の弁を用いても良い。この場合も通常の原子炉運転時には前記非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ｂおよび非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁１１は閉となった状態で待機している。
【００４６】
非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ｂおよび非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁１１は、使用されるそれぞれの箇所における通常運転時並びに異常発生時の温度変化に伴って、開閉動作が可能となるよう設定されている。
【００４７】
事故等や異常な過渡変化等により、原子炉圧力容器１内の冷却水の喪失に伴う水位の低下あるいは原子炉圧力容器１、原子炉格納容器２、原子炉建屋３内の温度上昇が生じ、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ｂおよび非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁１１のそれぞれが設置された箇所において、それぞれの弁の動作設定温度に達した場合、前記弁は電力等の外部動力源を必要とすることなく開操作される。
【００４８】
この場合、使用済燃料貯蔵プール４上部に設置されたスプリンクラー１０からは、非常用冷却水給水棟１５に貯蔵された非常用冷却水が、非常用冷却水給水棟１５に連通した非常用冷却水注入用スプリンクラー配管９並びに所定温度に達して開操作された非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ｂを介して重力落下により注入される。これにより、使用済燃料貯蔵プール４内の冷却水温度の上昇を防ぐと共に、使用済燃料貯蔵プール４内の冷却水の水位を確保し、放射性物質の外部流出を防止する。
【００４９】
非常用冷却水給水棟１５から原子炉圧力容器１へ接続された非常用冷却水注入用配管８に介して取り付けられた非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ及び、原子炉圧力容器１内の気体を放出し減圧するためのベント用配管１２に介して取り付けられた非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁１１がそれぞれ動作設定温度に達し、開操作された場合、原子炉圧力容器１内の気体がベント用配管１２から放出され、原子炉圧力容器１内部の圧力が低下すると共に、非常用冷却水給水棟１５に貯蔵された非常用冷却水が、非常用冷却水給水棟１５と原子炉圧力容器１とを連通した非常用冷却水注入用配管８を介して重力落下により注入される。これにより、原子炉圧力容器１内の冷却水の水位が確保されると共に、原子炉圧力容器内１内の温度上昇を抑制できる。
【００５０】
本実施例３では、事故等による原子炉圧力容器１内の温度上昇、冷却水の喪失に伴う水位の低下、あるいは異常な過渡変化等が生じた場合において、非常用冷却水を原子炉圧力容器１及び使用済燃料貯蔵プール４に外部電力や非常用電源等を必要とせず重力落下で注入する例を示したが、非常用冷却水注入配管を非常用冷却水給水棟１５からサプレッションプール５へと非常用冷却水注入用温度応動型制御弁を介して接続し、サプレッションプールへの非常用冷却水の注入を行っても良い。また、炉心溶融に至るという様な、設計基準事故を越えるような事故が発生した場合を想定し、非常用冷却水注入配管を非常用冷却水給水棟１５から原子炉格納容器２の下部空間に非常用冷却水注入用温度応動型制御弁を介して接続し、原子炉格納容器２の下部空間への非常用冷却水の注入を行っても良い。
【００５１】
本実施例３では、原子炉圧力容器１の上部に、実施例１と同様に原子炉圧力容器内の気体を放出し減圧するためのベント用配管１２を非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁１１を介して接続し、原子炉圧力容器１の内部を減圧することにより、重力落下にて非常用冷却水給水棟１５から非常用冷却水を注入する例を示している。しかし、実施例２に示したように、非常用冷却水給水棟１５を気密を確保した構造とし、原子炉圧力容器１と非常用冷却水給水棟１５とを均圧用配管によって非常用冷却水注入用温度応動型均圧制御弁を介して接続し、非常用冷却水注入用温度応動型均圧制御弁が開操作された場合、原子炉圧力容器１内と非常用冷却水給水棟１５内とが均圧化されると共に、非常用冷却水給水棟１５に貯蔵された非常用冷却水が、非常用冷却水給水棟１５と原子炉圧力容器１とを連通した非常用冷却水注入用配管８を介して重力落下により注入される構造としても良い。
【００５２】
また、本実施例３では非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ及び非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁１１を原子炉圧力容器１の外部に設置した例を示したが、図２に示すように、前記非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ及び非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁１１は原子炉圧力容器１内に設置しても良い。
【００５３】
本実施例３によれば、外部電力並びに非常用電源等を必要とせず、万一の全電力喪失時においても、原子炉圧力容器並びに各部要冷却部に非常用冷却水を注入可能な非常用炉心冷却設備を提供することが可能となり、原子炉の安全性および信頼性を向上させることができる。
【実施例４】
【００５４】
図５及び図６は、原子炉圧力容器１よりも上方に位置する例えばダム等の水源を非常用炉心冷却設備の水源とした場合の本発明の他の実施例である非常用炉心冷却設備の適用例を示す。原子炉周辺設備の仕様は、実施例１及び実施例３で説明したものと同等であり、非常用冷却水注入用配管８及び非常用冷却水注入用スプリンクラー配管９（図６参照）を非常用冷却水給水配管２１（図５参照）に接続する。陸地１６の高所に位置する水源１７より流路２０を用いて水を導き、流路２０の下流に建設した水力発電所１８より非常用冷却水給水配管２１によって水源１７の水が原子炉建屋３へと導かれる（図５参照）。
【００５５】
水力発電所１８は、原子炉による夜間発電電力を利用した揚水型水力発電所とするのが望ましい。また本実施例による副産物として、水源１７と原子炉建屋３の間に水力発電所１８を建設することにより、万一の外部電力喪失時における非常用電源として水力発電所１８を利用することが可能となる利点がある。
【００５６】
また、原子炉圧力容器１の上部には、実施例１および実施例３と同様に原子炉圧力容器内の気体を放出し減圧するためのベント用配管１２が非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁１１を介して接続されている。本実施例では、ベント用配管１２の原子炉圧力容器の逆側端面は原子炉建屋３内に位置しているが、原子炉圧力容器１内の気体の放出が可能な範囲においてはこの限りではない。
【００５７】
非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ｂおよび非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁１１は、弁の一部に形状記憶合金やバイメタル等の材料を用いることにより、温度変化に起因する材料の変形によって弁の開閉を制御する温度応動型の弁であり、通常の原子炉運転時には閉となった状態で待機している。
【００５８】
非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ｂおよび非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁１１には、弁の一部に５０℃〜５００℃で溶融する低融点材料を用いることにより、温度による材料の状態変化（固体、液体、気体）により弁の開閉を制御する温度応動型の弁を用いても良い。この場合も通常の原子炉運転時には前記非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ｂおよび非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁１１は閉となった状態で待機している。
【００５９】
非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ｂおよび非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁１１は、使用されるそれぞれの箇所における通常運転時並びに異常発生時の温度変化に伴って、開閉動作が可能となるよう設定されている。
【００６０】
事故等や異常な過渡変化等により、原子炉圧力容器１内の冷却水の喪失に伴う水位の低下あるいは原子炉圧力容器１、原子炉格納容器２、原子炉建屋３内の温度上昇が生じ、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ、非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ｂおよび非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁１１のそれぞれが設置された箇所において、それぞれの弁の動作設定温度に達した場合、前記弁は電力等の外部動力源を必要とすることなく開操作される。
【００６１】
この場合、使用済燃料貯蔵プール４上部に設置されたスプリンクラー１０からは、原子炉圧力容器１よりも上方に位置する例えばダム等の水源１７に貯蔵された非常用冷却水が、流路２０、水力発電所１８、非常用冷却水給水配管２１を経由し、非常用冷却水注入用スプリンクラー配管９並びに所定温度に達して開操作された非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ｂを介して重力落下により注入される。これにより、使用済燃料貯蔵プール４内の冷却水温度の上昇を防ぐと共に、使用済燃料貯蔵プール４内の冷却水の水位を確保し、放射性物質の外部流出を防止する。
【００６２】
非常用冷却水給水配管２１から原子炉圧力容器１へ接続された非常用冷却水注入用配管８に介して取り付けられた非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ及び、原子炉圧力容器１内の気体を放出し減圧するためのベント用配管１２に介して取り付けられた非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁１１がそれぞれ動作設定温度に達し、開操作された場合、原子炉圧力容器１内の気体がベント用配管１２から放出され、原子炉圧力容器１内部の圧力が低下すると共に、原子炉圧力容器１よりも上方に位置する例えばダム等の水源１７に貯蔵された非常用冷却水が、流路２０、水力発電所１８、非常用冷却水給水配管２１を経由し、非常用冷却水給水配管２１と原子炉圧力容器１とを連通した非常用冷却水注入用配管８を介して重力落下により注入される。これにより、原子炉圧力容器１内の冷却水の水位が確保されると共に、原子炉圧力容器内１内の温度上昇を抑制できる。
【００６３】
本実施例４では、事故等による原子炉圧力容器１内の温度上昇、冷却水の喪失に伴う水位の低下、あるいは異常な過渡変化等が生じた場合において、非常用冷却水を原子炉圧力容器１及び使用済燃料貯蔵プール４に外部電力や非常用電源等を必要とせず重力落下で注入する例を示したが、非常用冷却水注入配管を非常用冷却水給水配管２１からサプレッションプール５へと非常用冷却水注入用温度応動型制御弁を介して接続し、サプレッションプールへの非常用冷却水の注入を行っても良い。また、炉心溶融に至るという様な、設計基準事故を越えるような事故が発生した場合を想定し、非常用冷却水注入配管を非常用冷却水給水配管２１から原子炉格納容器２の下部空間に非常用冷却水注入用温度応動型制御弁を介して接続し、原子炉格納容器２の下部空間への非常用冷却水の注入を行っても良い。
【００６４】
また、本実施例４では非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ及び非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁１１を原子炉圧力容器１の外部に設置した例を示したが、図２に示すように、前記非常用冷却水注入用温度応動型制御弁７ａ及び非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁１１は原子炉圧力容器１内に設置しても良い。
【００６５】
本実施例４によれば、外部電力並びに非常用電源等を必要とせず、万一の全電力喪失時においても、原子炉圧力容器並びに各部要冷却部に非常用冷却水を注入可能な非常用炉心冷却設備を提供することが可能となり、原子炉の安全性および信頼性を向上させることができる。
【００６６】
また、本実施例４によれば、水源１７と原子炉建屋３の間に建設された水力発電所１８により、万一の外部電力喪失時においても非常用電力を水力発電所１８より供給することが可能となる。
【産業上の利用可能性】
【００６７】
本発明は、外部電力等による動的手段を必要としない原子力用非常用炉心冷却設備に関するものであるが、静的安全系設備が必要となる例えば火力発電設備並びに化学プラント等の非常用冷却設備としても利用できる。
【符号の説明】
【００６８】
１…原子炉圧力容器、２…原子炉格納容器、３…原子炉建屋、４…使用済燃料貯蔵プール、５…サプレッションプール、６…非常用冷却水プール、７ａ…非常用冷却水注入用温度応動型制御弁、７ｂ…非常用冷却水注入用温度応動型制御弁、７ｃ…非常用冷却水注入用温度応動型均圧制御弁、８…非常用冷却水注入用配管、９…非常用冷却水注入用スプリンクラー配管、１０…スプリンクラー、１１…非常用冷却水注入用温度応動型ベント弁、１２…ベント用配管、１３…非常用冷却水タンク、１４…均圧用配管、１５…非常用冷却水給水棟、１６…陸地、１７…水源、１８…水力発電所、１９…海、２０…流路、２１…非常用冷却水給水配管、２２…原子力発電設備。
【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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