(57)【要約】【課題】事故初期の格納容器除熱開始の遅れを回避する。【解決手段】原子炉格納容器冷却装置１０Ａは、原子炉を格納する原子炉格納容器１の表面を主蒸気管４が貫通する位置よりも上方であって、原子炉格納容器１を取り囲む原子炉建屋５０Ａの壁面と原子炉格納容器１の上部側表面とで囲まれた領域に、原子炉格納容器１の上部側を浸漬させて原子炉格納容器１を冷却する冷却水１５を蓄え、上方が大気開放された冷却流路１１を備える。【選択図】  図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉を格納する原子炉格納容器の表面を主蒸気管が貫通する位置よりも上方であって、前記原子炉格納容器を取り囲む原子炉建屋の壁面と前記原子炉格納容器の上部側表面とで囲まれた領域に、前記原子炉格納容器の上部側を浸漬させて前記原子炉格納容器を冷却する冷却材を蓄え、上方が大気開放された冷却材貯蔵部を備えることを特徴とする原子炉格納容器冷却装置。
【請求項２】
前記冷却材貯蔵部に仕切りを設け、前記仕切りよりも前記原子炉格納容器の位置する側を内側流路とする一方、前記仕切りよりも前記原子炉建屋の壁面側に位置する外側流路とし、前記内側流路の下部開放部と前記外側流路の下部開放部とを連通させて構成した冷却流路を前記冷却材貯蔵部に備え、この冷却流路は、前記内側流路の上部開放部は上向きに開口し、前記外側流路の上部開放部は前記原子炉建屋の外周向きに開口することを特徴とする請求項１記載の原子炉格納容器冷却装置。
【請求項３】
前記原子炉格納容器の頂部よりも高い位置に底を有し、前記冷却材貯蔵部とは別の第２の冷却材貯蔵部をさらに備え、
前記第２の冷却材貯蔵部は、前記冷却材貯蔵部と冷却材供給管によって連通するように構成されることを特徴とする請求項１又は２記載の原子炉格納容器冷却装置。
【請求項４】
前記冷却材供給管は、一端が前記第２の冷却材貯蔵部の底面と接続されており、他端は前記冷却材供給管と前記第２の冷却材貯蔵部の底面との接続位置から重力が作用する方向に延伸して前記冷却材貯蔵部と連通する位置であることを特徴とする請求項３記載の原子炉格納容器冷却装置。
【請求項５】
前記第２の冷却材貯蔵部は、前記原子炉建屋の屋根の上に設置されることを特徴とする請求項３又は４記載の原子炉格納容器冷却装置。
【請求項６】
前記第２の冷却材貯蔵部は、上部が大気に開放されていることを特徴とする請求項３〜５の何れか１項に記載の原子炉格納容器冷却装置。
【請求項７】
前記冷却材供給管は、開閉自在の弁を有し、前記弁を開放することで前記第２の冷却材貯蔵部に蓄えられた冷却材を前記原子炉格納容器の頂部へ散布するように可能に設けたことを特徴とする請求項３記載の原子炉格納容器冷却装置。
【請求項８】
前記冷却材を蓄圧して貯蔵する冷却材蓄圧貯蔵部をさらに備え、
前記冷却材蓄圧貯蔵部は、貯蔵している冷却材を前記冷却材貯蔵部へ供給可能に前記冷却材貯蔵部と冷却材供給管で接続されており、前記冷却材供給管には、前記冷却材蓄圧貯蔵部の圧力が前記冷却材貯蔵部の水位で決まる水頭と冷却水供給管の圧力損失の和とバランスするように調整した減圧弁を設けたことを特徴とする請求項１又は２記載の原子炉格納容器冷却装置。
【請求項９】
前記冷却材貯蔵部よりも下に位置する前記原子炉建屋の壁面に、外気を前記原子炉建屋の内に吸気する吸気口となる第１の貫通孔と、前記第１の貫通孔から前記原子炉建屋の内に導入した外気を前記原子炉建屋の外へ排気する排気口となる第２の貫通孔とを設け、前記冷却材貯蔵部の底、前記原子炉格納容器の表面、および前記原子炉建屋の壁面で囲まれた空間を、空気流路として形成し、
前記第２の貫通孔は、前記第１の貫通孔よりも上方に設けられることを特徴とする請求項１〜８の何れか１項に記載の原子炉格納容器冷却装置。
【請求項１０】
請求項１〜９の何れか１項に記載の原子炉格納容器冷却装置を備えたことを特徴とする原子炉建屋。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉格納容器冷却装置および原子炉格納容器冷却装置を備えた原子炉建屋に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力プラントにおいて配管の破断等により冷却材が原子炉格納容器内へ放出された場合、冷却材が減圧によって高温の蒸気となるため、原子炉格納容器内の圧力が上昇する。このような事態が生じた場合でも圧力上昇を抑制し格納容器の健全性を確保するための方法（格納容器圧力抑制方法）が各種提案されている。
【０００３】
従前は、発生した蒸気を格納容器内の圧力抑制プールに誘導し凝縮させる方法や、格納容器上部から格納容器スプレーにより内部に散水し、蒸気を凝縮させる方法が提案されてきたが、これらの方法は、圧力抑制プールやスプレー水へ蓄積された熱はポンプ等の動的機器により、熱交換器を介して最終的に外部へ放出する必要がある。
【０００４】
近年、安全系の信頼性向上を図る観点から、格納容器圧力抑制方法についても、従前のような動的機器ではなく、重力などの自然に存在する受動的な力を駆動力として原子炉格納容器の除熱を行う技術が提案されている。受動的な力を駆動力として原子炉格納容器の除熱を行う技術の一例としては、例えば、米国特許第５０４９３５３号明細書（特許文献１）や米国特許第５３４５４８２号明細書（特許文献２）に記載されるものがある。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００５】
【特許文献１】米国特許第５０４９３５３号明細書
【特許文献２】米国特許第５３４５４８２号明細書
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００６】
しかしながら、上述のような特許文献１，２に記載される技術であっても、原子炉格納容器上部に設けられる冷却水貯蔵タンクからの散水は、冷却水貯蔵タンクの弁類を開放することによってなされるものであるが、弁類の開放は、運転員の手動による開放操作、または、弁類の開閉を制御する制御システムからの電気的な信号によって行われるため、誤操作または弁類の誤作動により散水できない場合も起こり得る。特に、電源喪失や多重故障が重なって発生するシビアアクシデント時に適切な操作または制御システムの正常な作動を期待するのは難しい。
【０００７】
本発明は、上記事情に鑑みてなされたものであり、事故により冷却材が原子炉格納容器内へ放出された場合であっても、事故初期の格納容器除熱開始の遅れを回避することができる原子炉格納容器冷却装置および原子炉格納容器冷却装置を備えた原子炉建屋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】
【０００８】
本発明に係る原子炉格納容器冷却装置は、上述した課題を解決するため、原子炉を格納する原子炉格納容器の表面を主蒸気管が貫通する位置よりも上方であって、前記原子炉格納容器を取り囲む原子炉建屋の壁面と前記原子炉格納容器の上部側表面とで囲まれた領域に、前記原子炉格納容器の上部側を浸漬させて前記原子炉格納容器を冷却する冷却材を蓄え、上方が大気開放された冷却材貯蔵部を備えることを特徴とする。
【０００９】
本発明に係る原子炉建屋は、上述した課題を解決するため、上記の原子炉格納容器冷却装置の何れかを備えることを特徴とする。
【発明の効果】
【００１０】
本発明によれば、事故により冷却材が原子炉格納容器内へ放出された場合であっても、事故初期の原子炉格納容器の除熱開始遅れを回避することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１１】
【図１】本発明の第１の実施形態に係る原子炉格納容器冷却装置および当該原子炉格納容器冷却装置を備えた原子炉建屋の原子炉通常運転時における構成を示す概略図。
【図２】本発明の第１の実施形態に係る原子炉格納容器冷却装置の事故（一次系配管破断事故）後初期における作用を説明する説明図。
【図３】本発明の第１の実施形態に係る原子炉格納容器冷却装置の事故後長期における作用を説明する説明図。
【図４】本発明の第２の実施形態に係る原子炉格納容器冷却装置および当該原子炉格納容器冷却装置を備えた原子炉建屋の原子炉通常運転時における構成を示す概略図。
【図５】本発明の第３の実施形態に係る原子炉格納容器冷却装置および当該原子炉格納容器冷却装置を備えた原子炉建屋の原子炉通常運転時における構成を示す概略図。
【図６】本発明の第３の実施形態の他の実施例に係る原子炉格納容器冷却装置および当該原子炉格納容器冷却装置を備えた原子炉建屋の原子炉通常運転時における構成を示す概略図。
【図７】本発明の第４の実施形態に係る原子炉格納容器冷却装置および当該原子炉格納容器冷却装置を備えた原子炉建屋の原子炉通常運転時における構成を示す概略図。
【図８】本発明の第４の実施形態に係る原子炉格納容器冷却装置および当該原子炉格納容器冷却装置を備えた原子炉建屋の一次系配管破断事故後長期における作用を説明する説明図。
【図９】本発明の第５の実施形態に係る原子炉格納容器冷却装置および当該原子炉格納容器冷却装置を備えた原子炉建屋における構成を示す概略図。
【発明を実施するための形態】
【００１２】
以下、本発明の実施形態に係る原子炉格納容器冷却装置および原子炉格納容器冷却装置を備えた原子炉建屋について、添付の図面を参照して説明する。
【００１３】
［第１の実施形態］
図１は本発明の第１の実施形態に係る原子炉格納容器冷却装置および原子炉格納容器冷却装置を備えた原子炉建屋の一実施例である第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ａおよび第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ａを備えた原子炉建屋（以下、単に「第１の原子炉建屋」と称する。）５０Ａの原子炉通常運転時における構成図である。
【００１４】
例えば、加圧水型原子炉（Ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ  Ｗａｔｅｒ  Ｒｅａｃｔｏｒ：ＰＷＲ）等の原子炉を格納する原子炉格納容器１の内部の主蒸気系における一次配管が破断する事故が発生した場合、冷却材（加圧水）が原子炉格納容器１の内部へ放出されて減圧されることによって高温の蒸気となる。第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ａは、一次配管破断等の事故発生時に高温蒸気による原子炉格納容器１の圧力上昇を防止するために原子炉格納容器１を冷却する装置である。
【００１５】
第１の原子炉建屋５０Ａの屋内には、第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ａによって冷却される原子炉格納容器１が設置されており、この原子炉格納容器１は、内部に原子炉を収容した原子炉圧力容器２と蒸気発生器（Ｓｔｅａｍ  Ｇｅｎｅｒａｔｅｒ）３とを格納する。原子炉格納容器１では、原子炉圧力容器２の内部で生じた核反応の熱エネルギーによって蒸気発生器３で蒸気が発生し、発生した蒸気は蒸気発生器３から主蒸気管４を通して後段のタービン側（図において省略）へ供給される。
【００１６】
第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ａは、主蒸気管４が原子炉格納容器１および建屋壁５を貫通する部分より上方に設けられた冷却流路１１を備える。第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ａが備える冷却流路１１は、主蒸気管４が原子炉格納容器１および建屋壁５を貫通する部分より上方、かつ、原子炉格納容器１と建屋壁５との間に設けられ、例えば、仕切り板１２等の仕切りによって内側流路１３と外側流路１４に分割される。
【００１７】
内側流路１３と外側流路１４とは、冷却流路１１の下端でそれぞれの下端が連通しており、内側流路１３の上端は、上方に向かって大気開放される。一方、外側流路１４の上端は、外周方向に向かって大気開放される。原子炉の通常運転時には、冷却流路１１に、常時、冷却材としての冷却水１５が蓄えられており、原子炉格納容器１の上部側は冷却水１５によって浸漬される。すなわち、冷却流路１１は、原子炉格納容器１を冷却する原子炉格納容器冷却部および冷却水（冷却材）１５を貯蔵する冷却材貯蔵部としての役割を果たす。冷却水１５の貯水量は、原子炉格納容器１の健全性を確保するために必要な分を最低限確保しておく。
【００１８】
また、第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ａは、冷却流路１１より下方であって、原子炉格納容器１と建屋壁５とで囲まれた第１の原子炉建屋５０Ａ内の略環状の空間において、当該空間の上端近傍に位置する天井側と下端近傍に位置する地上側とにそれぞれ建屋壁５を貫通する通風孔１６を設けて形成した空気流路１７をさらに備える。空気流路１７は、原子炉建屋５０Ａの外部と内部とで空気を通風して、主に原子炉格納容器１の下部側を空冷する。
【００１９】
なお、符号１８は一次系配管破断事故後において冷却水１５が蒸発して発生した水蒸気および冷却流路１１を通風する空気の排出口となる排気口であり、符号１９は冷却流路１１を通風する空気の吸入口となる吸気口である。
【００２０】
続いて、第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ａおよび第１の原子炉建屋５０Ａの作用について説明する。
【００２１】
図２は本発明の第１の実施形態に係る原子炉格納容器冷却装置の一実施例である第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ａの一次系配管破断事故後初期における作用を説明する説明図である。
【００２２】
一次系配管破断事故が発生した場合、破断口から放出された高温の水蒸気Ｓ（図２において破線で示す）は、原子炉格納容器１内の雰囲気との密度差によって上昇し、容器上部へと移動する。容器上部は冷却流路１１に蓄えられた冷却水１５よって冷却されており、破断口から流出した水蒸気Ｓは原子炉格納容器１の上部壁面で冷却され、凝縮水となって落下する。
【００２３】
冷却流路１１の内側流路１３では、原子炉格納容器１の壁面からの伝熱により、冷却水１５の温度が上昇して沸騰が生じ、蓄えられていた冷却水１５は蒸気に変わる。発生した蒸気は内側流路１３の上方で大気開放された排気口１８から大気に放出される。
【００２４】
一方、図３は本発明の第１の実施形態に係る原子炉格納容器冷却装置の一実施例である第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ａの一次系配管破断事故後長期における作用を説明する説明図である。
【００２５】
沸騰、蒸発によって冷却流路１１に貯水していた冷却水１５が枯渇すると、冷却流路１１の外側流路１４と内側流路１３の気相部分が連通する。その結果、外気が冷却流路１１の吸気口１９から外側流路１４に流入し、内側流路１３に導かれ、原子炉格納容器１の外壁面で昇温され、内側流路１３に設けられた冷却流路１１の排気口１８から流出するという空気の自然循環流が形成される。
【００２６】
一方、空気流路１７内の空気についても、原子炉格納容器１の壁面からの放熱で温められ、上部の通風孔１６から排気されるとともに、下部の通風孔１６から外気が流入するので、空気の自然循環流が形成される。この空気流路１７で生じる空気の自然循環流によって原子炉格納容器１の冷却効果をさらに高めることができる。
【００２７】
このように構成された第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ａおよび第１の原子炉建屋５０Ａによれば、一次系配管破断等の事故が発生し、原子炉格納容器１の内部に高温の水蒸気Ｓが放出された場合、運転員による操作および制御系による制御操作を要することなく、冷却水１５によって冷却される原子炉格納容器１が内部の水蒸気Ｓを速やかに凝縮するので、事故初期の原子炉格納容器１の除熱開始遅れを回避することができる。
【００２８】
また、第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ａおよび第１の原子炉建屋５０Ａは、運転員による操作および制御系による制御操作を要することなく、冷却水１５によって冷却される原子炉格納容器１が内部の水蒸気Ｓを速やかに凝縮するので、一次系配管破断等の事故が発生後も原子炉格納容器１の圧力上昇および温度上昇を抑制することができる。
【００２９】
さらに、第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ａおよび第１の原子炉建屋５０Ａは、事故後初期には冷却流路１１内に蓄えられた冷却水１５が核沸騰することで、高い熱伝達率を維持し、時間の経過と共に崩壊熱レベルが低下した段階では、空気の自然対流熱伝達を利用するため、冷却流路１１内の初期保有水量（冷却水１５の初期量）を抑制することができる。
【００３０】
さらにまた、第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ａおよび第１の原子炉建屋５０Ａでは、冷却流路１１を主蒸気管４が建屋壁５を貫通する部分よりも上方に設けているので、冷却流路１１の設置によって通常運転中の主蒸気管４からの放熱および主蒸気管４の保守作業が影響を受けることはない。また、破断口から放出された高温の水蒸気Ｓは、原子炉格納容器１の上部へと移動するため、原子炉格納容器１の上部側を冷却することによって、蒸気凝縮の効率を良くすることができる。
【００３１】
［第２の実施形態］
図４は、本発明の第２の実施形態に係る原子炉格納容器冷却装置および原子炉格納容器冷却装置を備えた原子炉建屋の一実施例である第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ｂおよび第２の原子炉格納容器冷却装置１０Ｂを備えた原子炉建屋（以下、単に「第２の原子炉建屋」と称する。）５０Ｂの原子炉通常運転時における構成図である。
【００３２】
第２の原子炉格納容器冷却装置１０Ｂおよび第２の原子炉建屋５０Ｂは、第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ａおよび第１の原子炉建屋５０Ａに対して、建屋上部の構成（冷却流路１１の形状）が相違する。そこで、本実施形態の説明では、当該相違点を中心に説明し、同じ構成要素については同じ符号を付して説明を省略する。
【００３３】
第２の原子炉建屋５０Ｂでは、第１の原子炉建屋５０Ａの建屋上部の建屋幅が狭まる地点から上方の上部仕切り壁２１をそのまま維持しつつ、建屋上部の建屋幅が狭まる地点からさらに上方へ延伸させて形成した建屋壁（外壁）５が設けられる。また、上部仕切り壁２１の傾斜面に貫通孔２２を設けて、延伸させて形成した建屋壁（外壁）５および上部仕切り壁２１の間に形成された空間と冷却流路１１とを連通させる。さらに、貫通孔２２からは、冷却流路１１の下端近傍まで略垂直下方に延伸した下部仕切り壁２３を設ける。
【００３４】
図４に示される第２の原子炉建屋５０Ｂでは、一例として、上部仕切り壁２１の傾斜面の建屋壁（外壁）５側の端部に貫通孔２２を設けられており、下部仕切り壁２３と相俟って、建屋壁（外壁）５および上部仕切り壁２１の間に形成された空間から略垂直に延びた冷却流路１１の外部流路１４が構成される。すなわち、第２の原子炉格納容器冷却装置１０Ｂおよび第２の原子炉建屋５０Ｂでは、上部仕切り壁２１および下部仕切り壁２３が内部流路１３と外部流路１４とを仕切る仕切りとしての役割を果たす。
【００３５】
第２の原子炉格納容器冷却装置１０Ｂおよび第２の原子炉建屋５０Ｂでは、外部流路１４が略垂直に形成されており、内部流路１３へ流入するまでの経路において、第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ａおよび第１の原子炉建屋５０Ａで形成される外部流路１４のような傾斜面を有さず、常に下り勾配となる。そのため、外部流路１４の傾斜面に冷却水１５が残留し得る第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ａおよび第１の原子炉建屋５０Ａよりも、より多くの冷却水１５を使い切れる。
【００３６】
このように構成された第２の原子炉格納容器冷却装置１０Ｂおよび第２の原子炉建屋５０Ｂは、一次系配管破断事故が発生した場合、第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ａおよび第１の原子炉建屋５０Ａと同様に作用する。すなわち、事故後初期においては、冷却流路１１内に蓄えられた冷却水１５が核沸騰し、原子炉格納容器１の冷却を維持する一方、崩壊熱レベルが低下した事故後長期においては、建屋壁（外壁）５および上部仕切り壁２１の間に形成された空間から貫通孔２２（吸気口１９）から建屋内に外気を導入し、外部流路１４から内部流路１３へ外気を通風させて排気口１８から排気して原子炉格納容器１を冷却する。
【００３７】
第２の原子炉格納容器冷却装置１０Ｂおよび第２の原子炉建屋５０Ｂによれば、第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ａおよび第１の原子炉建屋５０Ａと同様の効果を奏することができる。また、第２の原子炉格納容器冷却装置１０Ｂおよび第２の原子炉建屋５０Ｂでは、外部流路１４が略垂直に形成されており、内部流路１３へ流入するまでの経路は常に下り勾配となっている点で、第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ａおよび第１の原子炉建屋５０Ａよりも多くの冷却水１５を使い切れる。
【００３８】
さらに、第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ａおよび第１の原子炉建屋５０Ａよりも、建屋壁（外壁）５および上部仕切り壁２１の間に形成された空間に貯水される水量だけ冷却水１５の貯水量が増えるので、第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ａおよび第１の原子炉建屋５０Ａよりも長期間にわたって原子炉格納容器１を冷却することができる。
【００３９】
［第３の実施形態］
図５は、本発明の第３の実施形態に係る原子炉格納容器冷却装置および原子炉格納容器冷却装置を備えた原子炉建屋の一実施例である第３の原子炉格納容器冷却装置１０Ｃおよび第３の原子炉格納容器冷却装置１０Ｃを備えた原子炉建屋（以下、単に「第３の原子炉建屋」と称する。）５０Ｃの原子炉通常運転時における構成図である。
【００４０】
第３の原子炉格納容器冷却装置１０Ｃおよび第３の原子炉建屋５０Ｃは、第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ａおよび第１の原子炉建屋５０Ａに対して、建屋の屋根の上に天板２５を備えた貯蔵タンク２６をさらに備える点と冷却流路１１の仕切り板１２を備えない点で相違する。そこで、本実施形態の説明では、当該相違点を中心に説明し、同じ構成要素については同じ符号を付して説明を省略する。
【００４１】
第３の原子炉格納容器冷却装置１０Ｃおよび第３の原子炉建屋５０Ｃは、第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ａおよび第１の原子炉建屋５０Ａに対して、冷却水１５を蓄える冷却流路１１の仕切り板１２を備えない一方、建屋の屋根の上に冷却材貯蔵部としての貯蔵タンク２６をさらに備えて構成される。また、貯蔵タンク２６には天板２５が設けられており、建屋外側に位置する側面の略上端部は、大気開放される。
【００４２】
また、第３の原子炉格納容器冷却装置１０Ｃおよび第３の原子炉建屋５０Ｃは、略垂直に延在する冷却水供給管２８によって貯蔵タンク２６と冷却流路１１とが連通されており、貯蔵タンク２６から冷却流路１１までは、常に下り勾配となるように構成される。貯蔵タンク２６から冷却流路１１までの流路を常に下り勾配となるようにすることで、貯蔵タンク２６の冷却水１５は、重力によって冷却流路１１まで供給されるので、有効に利用することができる。
【００４３】
冷却水供給管２８は、例えば、貯蔵タンク２６の底面から冷却流路１１の下端近傍まで略垂直に延びており、この冷却水供給管２８が冷却流路１１の外側流路１４を構成する。貯蔵タンク２６から冷却流路１１の下端近傍まで略垂直に冷却水供給管２８を延ばすことによって、事故後長期において、外部流路１４および内部流路１３を通風する空気の自然循環流によって原子炉格納容器１を冷却することができる。
【００４４】
このように構成された第３の原子炉格納容器冷却装置１０Ｃおよび第３の原子炉建屋５０Ｃでは、第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ａおよび第１の原子炉建屋５０Ａと同様に作用する。すなわち、事故後初期においては、冷却流路１１内に蓄えられた冷却水１５が核沸騰し、原子炉格納容器１の冷却を維持する一方、崩壊熱レベルが低下した事故後長期においては、貯蔵タンク２６の大気開放箇所（吸気口１９）から冷却水供給管２８を介して建屋内に外気を導入し、外部流路１４を構成する冷却水供給管２８から内部流路１３へ外気を通風させて排気口１８から排気して原子炉格納容器１を冷却する。
【００４５】
第３の原子炉格納容器冷却装置１０Ｃおよび第３の原子炉建屋５０Ｃでは、第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ａおよび第１の原子炉建屋５０Ａと同様の効果を奏することができる。また、第３の原子炉格納容器冷却装置１０Ｃおよび第３の原子炉建屋５０Ｃでは、略垂直に延在する冷却水供給管２８によって外部流路１４が構成されており、内部流路１３へ流入するまでの経路は常に下り勾配となっている点で、第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ａおよび第１の原子炉建屋５０Ａよりも、より多くの冷却水１５を使い切れる。
【００４６】
さらに、第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ａおよび第１の原子炉建屋５０Ａよりも、建屋壁（外壁）５および上部仕切り壁２１の間に形成された空間に貯水される水量だけ冷却水１５の貯水量が増えるので、第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ａおよび第１の原子炉建屋５０Ａよりも、より長期間にわたって原子炉格納容器１を冷却することができる。
【００４７】
さらにまた、第３の原子炉格納容器冷却装置１０Ｃおよび第３の原子炉建屋５０Ｃでは、貯蔵タンク２６に貯水された冷却水１５の重量を建屋側で支えることができるので、第２の原子炉格納容器冷却装置１０Ｂおよび第２の原子炉建屋５０Ｂよりも、内側流路１３の内部に貯水する冷却水１５の水量を減らすことができ、原子炉格納容器１にかかる水圧の負担を軽減することができる。
【００４８】
なお、第３の原子炉格納容器冷却装置１０Ｃおよび第３の原子炉建屋５０Ｃは、第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ａおよび第１の原子炉建屋５０Ａよりも貯水量が多く、冷却水１５によって原子炉格納容器１の圧力上昇および温度上昇のおそれがないと認められるまでの間、原子炉格納容器１の冷却を継続できる可能性が高いため、必ずしも、冷却流路１１を外部流路１４と内部流路１３に分けて構成することを要しない。
【００４９】
例えば、図６に示される第３の原子炉格納容器冷却装置１０Ｃおよび第３の原子炉建屋５０Ｃの変形例のように、貯蔵タンク２６は、天板２５を備えないであっても良いし、冷却水供給管２８の取り付け箇所および長さも、貯蔵タンク２６の冷却水１５を冷却流路１１へ供給できる限りにおいて任意である。
【００５０】
［第４の実施形態］
図７は、本発明の第４の実施形態に係る原子炉格納容器冷却装置および原子炉格納容器冷却装置を備えた原子炉建屋の一実施例である第４の原子炉格納容器冷却装置１０Ｄおよび第４の原子炉格納容器冷却装置１０Ｄを備えた原子炉建屋（以下、単に「第４の原子炉建屋」と称する。）５０Ｄの原子炉通常運転時における構成図である。
【００５１】
第４の原子炉格納容器冷却装置１０Ｄおよび第４の原子炉建屋５０Ｄは、第３の原子炉格納容器冷却装置１０Ｃおよび第３の原子炉建屋５０Ｃに対して、冷却流路１１の代わりに冷却材貯蔵部としての貯水槽３０を備える点と、貯蔵タンク２６の代わりに冷却材貯蔵部としての貯蔵タンク３１が屋根の上に設けられる点と、冷却水供給管２８の代わりに散水管３２が設けられる点で相違する。そこで、本実施形態の説明では、当該相違点を中心に説明し、同じ構成要素については同じ符号を付して説明を省略する。
【００５２】
第４の原子炉格納容器冷却装置１０Ｄおよび第４の原子炉建屋５０Ｄは、第３の原子炉格納容器冷却装置１０Ｃおよび第３の原子炉建屋５０Ｃに対して、冷却流路１１の代わりに冷却水１５を貯水する貯水槽３０を備える。この貯水槽３０は、主蒸気管４が原子炉格納容器１および建屋壁５を貫通する部分より上方、かつ、原子炉格納容器１と建屋壁５との間に設けられる。
【００５３】
貯蔵タンク３１は、冷却水１５を貯水する点で、貯蔵タンク２６と同様であるが、大気開放箇所を有さない。貯蔵タンク３１には、一端が貯蔵タンク３１に、他端が貯水槽３０内であって、原子炉格納容器１の上方に位置する散水管３２が取り付けられている。散水管３２には、弁３３が開閉自在に取り付けられており、弁３３を開放することによって貯蔵タンク３１に貯水した冷却水１５を原子炉格納容器１へ散布（散水）することができる。なお、弁３３は原子炉通常運転時では閉じておく。
【００５４】
図８は、第４の原子炉格納容器冷却装置１０Ｄおよび第４の原子炉建屋５０Ｄの一次系配管破断事故後長期における作用を説明する説明図である。
【００５５】
第４の原子炉格納容器冷却装置１０Ｄおよび第４の原子炉建屋５０Ｄは、事故後初期においては、他の原子炉格納容器冷却装置１０Ａ〜１０Ｃ，１０Ｅおよび原子炉建屋５０Ａ〜５０Ｃ，５０Ｅと同様に、原子炉格納容器１の上部は貯水槽３０に蓄えられた冷却水１５によって冷却されており、水蒸気は原子炉格納容器１の上部壁面で冷却され、凝縮水となって落下する。貯水槽３０では原子炉格納容器１の壁面からの伝熱により冷却水１５の沸騰が生じ、発生した蒸気は排気口１８から大気へ放出される。
【００５６】
事故発生からしばらくすると、貯水槽３０の冷却水１５はその多くまたは全てが蒸発している。その後、貯水槽３０のさらなる水位低下または原子炉格納容器１の頂部の温度上昇を検知した場合には、運転員または弁３３の開閉を制御する制御系によって弁３３を開放する。第４の原子炉格納容器冷却装置１０Ｄおよび第４の原子炉建屋５０Ｄは、弁３３を開放することにより、貯蔵タンク３１から散水管３２を通って重力により冷却水１５を原子炉格納容器１の頂部に散水する。
【００５７】
このように構成された第４の原子炉格納容器冷却装置１０Ｄおよび第４の原子炉建屋５０Ｄによれば、一次系配管破断等の事故が発生し、原子炉格納容器１の内部に高温の水蒸気Ｓが放出された場合、運転員による操作および制御系による制御操作を要することなく、冷却水１５によって冷却される原子炉格納容器１が内部の水蒸気Ｓを速やかに凝縮するので、事故初期の原子炉格納容器１の除熱開始遅れを回避することができる。
【００５８】
また、第４の原子炉格納容器冷却装置１０Ｄおよび第４の原子炉建屋５０Ｄは、事故初期において運転員による操作および制御系による制御操作を要することなく、冷却水１５によって冷却される原子炉格納容器１が内部の水蒸気Ｓを速やかに凝縮するので、一次系配管破断等の事故が発生後も原子炉格納容器１の圧力上昇および温度上昇を抑制することができる。
【００５９】
さらに、第４の原子炉格納容器冷却装置１０Ｄおよび第４の原子炉建屋５０Ｄでは、貯水槽３０を主蒸気管４が建屋壁５を貫通する部分よりも上方に設けているので、貯水槽３０の設置によって通常運転中の主蒸気管４からの放熱および主蒸気管４の保守作業が影響を受けることはない。さらにまた、破断口から放出された高温の水蒸気Ｓは、原子炉格納容器１の上部へと移動するため、原子炉格納容器１の上部側を冷却することによって、蒸気凝縮の効率を良くすることができる。
【００６０】
また、第４の原子炉格納容器冷却装置１０Ｄおよび第４の原子炉建屋５０Ｄでは、従来の原子炉格納容器冷却装置および原子炉建屋に対して、事故後長期にも弁３３を開放することで原子炉格納容器１の頂部から冷却水１５を散水し、効率良く原子炉格納容器１を冷却することができる。
【００６１】
さらに、貯蔵タンク３１から冷却水１５を散水するのは、原子炉格納容器１の頂部の温度上昇を検知した場合等の特定の場合になるので、第１〜３の原子炉格納容器冷却装置１０Ａ〜１０Ｃおよび第１〜３の原子炉建屋５０Ａ〜５０Ｃと比較して、原子炉格納容器１の除熱に必要な冷却水１５の水量を抑制することができる。
【００６２】
［第５の実施形態］
図９は、本発明の第５の実施形態に係る原子炉格納容器冷却装置および原子炉格納容器冷却装置を備えた原子炉建屋の一実施例である第５の原子炉格納容器冷却装置１０Ｅおよび第５の原子炉格納容器冷却装置１０Ｅを備えた原子炉建屋（以下、単に「第５の原子炉建屋」と称する。）５０Ｅの原子炉通常運転時における構成図である。
【００６３】
第５の原子炉格納容器冷却装置１０Ｅおよび第５の原子炉建屋５０Ｅは、第４の原子炉格納容器冷却装置１０Ｄおよび第４の原子炉建屋５０Ｄに対して、貯水槽３０へ冷却水１５を貯水する構成が相違する。そこで、本実施形態の説明では、当該相違点を中心に説明し、同じ構成要素については同じ符号を付して説明を省略する。
【００６４】
第５の原子炉格納容器冷却装置１０Ｅおよび第５の原子炉建屋５０Ｅは、第４の原子炉格納容器冷却装置１０Ｄおよび第４の原子炉建屋５０Ｄに対して、貯蔵タンク３１および弁３３が取り付けられた散水管３２の代わりに、冷却水供給管４０を介して貯水槽３０へ冷却水１５を供給する冷却材蓄圧貯蔵部としての蓄圧タンク４１を設けたものである。
【００６５】
冷却水供給管４０の一端は貯水槽３０の下端近傍に接続されており、他端は蓄圧タンク４１に接続される。また、冷却水供給管４０には、減圧弁４２と逆止弁４３が設けられている。
【００６６】
蓄圧タンク４１は、冷却水１５を蓄圧して貯水する。蓄圧タンク４１の圧力が貯水槽３０の水位で決まる水頭と冷却水供給管４０の圧力損失の和とバランスするように減圧弁４２を調整する。蓄圧タンク４１の冷却水１５は、貯水槽３０の水量低下によって冷却水１５の圧力が減少すると、減圧弁４２の作用により、冷却水供給管４０を通って貯水槽３０へ供給される。逆止弁４３が設けられているのは、貯水槽３０から蓄圧タンク４１側へ逆流を防止するためである。
【００６７】
このように構成された第５の原子炉格納容器冷却装置１０Ｅおよび第５の原子炉建屋５０Ｅでは、冷却水１５の沸騰および蒸発によって貯水槽３０に蓄えられた冷却水１５の水位が低下すると、低下した水頭分の圧力とバランスする流量が蓄圧タンク４１から冷却水供給管４０を通って貯水槽３０へ供給され、貯水槽３０における冷却水１５の水位を一定に保つ。万が一、蓄圧タンク４１で漏洩があった場合であっても、逆止弁４３によって貯水槽３０の冷却水１５が流出することはない。
【００６８】
第５の原子炉格納容器冷却装置１０Ｅおよび第５の原子炉建屋５０Ｅによれば、第１の原子炉格納容器冷却装置１０Ａおよび第１の原子炉建屋５０Ａと同様の効果を奏することができる。
【００６９】
また、第５の原子炉格納容器冷却装置１０Ｅおよび第５の原子炉建屋５０Ｅは、蓄圧タンク４１および減圧弁４２によって貯水槽３０における冷却水１５の水位を一定に保つことができるので、他の原子炉格納容器冷却装置１０Ａ〜１０Ｄおよび原子炉建屋５０Ａ〜５０Ｄよりも原子炉通常運転時における貯水槽３０（または冷却流路１１）の冷却水１５の貯水量を少なくすることができる。
【００７０】
さらに、貯水槽３０における冷却水１５の水位を一定に保つことができる第５の原子炉格納容器冷却装置１０Ｅおよび第５の原子炉建屋５０Ｅは、事故発生後も長期にわたり原子炉格納容器１の浸漬（冠水）状態を維持し、核沸騰熱伝達による高い伝熱効率を維持することができる。
【００７１】
以上、原子炉格納容器冷却装置１０Ａ〜１０Ｅおよび原子炉建屋５０Ａ〜５０Ｅによれば、一次系配管破断等の事故が発生し、原子炉格納容器１の内部に高温の水蒸気Ｓが放出された場合、運転員による操作および制御系による制御操作を要することなく、冷却水１５によって冷却された原子炉格納容器１の頂部で内部の水蒸気Ｓを速やかに凝縮するので、事故初期の原子炉格納容器１の除熱開始遅れを回避することができ、一次系配管破断等の事故が発生後も原子炉格納容器１の圧力上昇および温度上昇を抑制することができる。
【００７２】
また、原子炉格納容器冷却装置１０Ａ〜１０Ｅおよび原子炉建屋５０Ａ〜５０Ｅによれば、事故後初期には冷却流路１１または貯水槽３０に蓄えられた冷却水１５が核沸騰するので、高い熱伝達率を維持することができる。また、時間の経過とともに崩壊熱レベルが低下した段階では空気の自然対流熱伝達を利用するため、冷却流路１１内の初期保有水量を抑制することができる。
【００７３】
さらに、原子炉格納容器冷却装置１０Ａ〜１０Ｅおよび原子炉建屋５０Ａ〜５０Ｅでは、冷却流路１１および貯水槽３０を主蒸気管４が建屋壁５を貫通する部分よりも上方に設けているので、冷却流路１１または貯水槽３０の設置によって、通常運転中の主蒸気管４からの放熱および主蒸気管４の保守作業が影響を受けることはない。さらにまた、破断口から放出された高温の水蒸気Ｓは、原子炉格納容器１の上部へと移動するため、原子炉格納容器１の上部側を冷却することによって、高温の水蒸気Ｓを効率良く凝縮することができる。
【００７４】
なお、添付の図面は加圧水型原子炉（ＰＷＲ）の場合の例を示しているが、本発明を適用する上では、加圧水型原子炉に限定されることなく沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の場合についても同様に適用することができる。
【符号の説明】
【００７５】
１  原子炉格納容器
２  原子炉圧力容器
３  蒸気発生器（ＳＧ）
４  主蒸気管
１０Ａ〜１０Ｅ  原子炉格納容器冷却装置
１１  冷却流路（冷却材貯蔵部）
１３  内側流路
１４  外側流路
１５  冷却水（冷却材）
１６  通風孔
１７  空気流路
１８  排気口
１９  吸気口
２１  上部仕切り壁
２２  貫通孔
２３  下部仕切り壁
２５  天板
２６  貯蔵タンク（冷却材貯蔵部）
２８  冷却水供給管
３０  貯水槽（冷却材貯蔵部）
３１  貯蔵タンク（冷却材貯蔵部）
３２  散水管
３３  弁
４０  冷却水供給管
４１  蓄圧タンク（冷却材蓄圧貯蔵部）
４２  減圧弁
４３  逆止弁
５０Ａ〜５０Ｅ  原子炉建屋
【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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