(57)【要約】【課題】外部電源や非常用電源が断たれた状態で原子炉圧力容器及び非常用復水器並びに燃料貯蔵プールの冷却水が枯渇した場合に、長期間継続して冷却水の供給を可能とする設備を供給する。【解決手段】原子力圧力容器３及び非常用復水器５並びに燃料貯蔵プール１１の冷却水は原子炉内の核燃料や燃料貯蔵プールの核燃料の崩壊熱によりいずれ蒸発し系外へ放出されるため新たな冷却水の供給が必要となる。本発明は原子炉圧力容器・非常用復水器・燃料貯蔵プール冷却水貯蔵装置７及び着脱可能な仮設のフレキシブル配管２９−２（例えば消火用ホース）等を備えた系外の冷却水を補給する冷却水補給装置２９並びに、前記冷却水貯蔵装置に繋がる原子炉建屋屋上の雨水集水配管２７で構成され、必要時には大型高所消防車の高圧放水やヘリコプター或いは系外から移動式の陸上冷却水補給装置３１又は水上冷却水補給装置３２を用いて、長期間、継続して原子力圧力容器３及び非常用復水器５並びに燃料貯蔵プール１１へ冷却水を供給することが可能となる。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉格納容器及び非常用復水器冷却槽及び燃料貯蔵プールよりも高い位置にある原子炉建屋屋上や或いは屋外に原子炉圧力容器炉心及び非常用復水器及び燃料貯蔵プールへ冷却水を供給する原子炉圧力容器・非常用復水器・燃料貯蔵プール冷却水貯蔵装置を設置し、前記冷却水貯蔵装置は冷却水貯蔵装置の天井部に天井中心付近から前記冷却水貯蔵装置周縁上方向に傾斜する大気開放されたホッパーを有し、大気開放されたホッパーとホッパー中心付近から天井中心付近を通って前記冷却水貯蔵装置へ水が流入可能な導水管又は導水口を有し、非常用復水器冷却水の温度上昇により発生した蒸気については、前記蒸気を系外に放出する配管を前記冷却水貯蔵装置の高さまで設置し、更に前記冷却水貯蔵装置の冷却水を非常用復水器冷却槽並びに燃料貯蔵プールへ供給する冷却水供給配管から構成されることを特徴とする非常用復水器及び燃料貯蔵プールの冷却水供給装置。
【請求項２】
原子炉圧力容器・非常用復水器・燃料貯蔵プール冷却水貯蔵装置から原子炉圧力容器炉心へ冷却水を供給する配管及び高圧化する手動式冷却水加圧装置を設置し、原子炉圧力容器炉心への高圧冷却水の供給が可能となることを特徴とする原子炉圧力容器の冷却水供給装置。
【請求項３】
移動式の陸上又は水上の外部冷却水補給装置を用いて系外の冷却水源から冷却水を原子炉圧力容器・非常用復水器・燃料貯蔵プール冷却水貯蔵装置へ補給する冷却水補給配管が設置されていることを特徴とする、非常用復水器及び燃料貯蔵プール並びに原子炉圧力容器の冷却水供給装置。
【請求項４】
前記冷却水貯蔵装置に繋がる系外の冷却水補給配管の地上部側は、前記冷却水補給配管が複数に分岐し、分岐した一方は冷却水源まで冷却水補給配管が設置かれており、分岐した他方は冷却水補給配管の端部がヘッダーとなっており、ヘッダーには複数の配管結合部（例えば、ワンタッチ結合）で構成され、冷却水源側も冷却水を取水する冷却水補給配管の端部はヘッダーとなっており、ヘッダーには複数の配管結合部（例えば、ワンタッチ結合）で構成されており、配管結合部には、着脱可能な仮設のフレキシブル配管（例えば消火用ホース）が取り付けられるようになっていることを特徴とする、非常用復水器及び燃料貯蔵プール並びに原子炉圧力容器の冷却水供給装置。
【請求項５】
原子炉建屋の屋上に、雨水集水口を設け、屋上に若干の傾斜をつけ、建屋屋上から地上部を経由し系外へ放水する雨水配管を設け、前記雨水配管は、原子炉圧力容器・非常用復水器・燃料貯蔵プール冷却水貯蔵装置から非常用復水器へ冷却水を供給する配管、及び燃料貯蔵プールへ冷却水を供給する配管と繋がっていることを特徴とする、非常用復水器及び燃料貯蔵プールの冷却水供給装置。
【請求項６】
移動式の陸上又は水上の外部冷却水補給装置を用いて系外の冷却水源から冷却水を冷却水補給配管に補給し、前記冷却水補給配管から、原子炉建屋屋上に直接冷却水を放水できることを特徴とする、非常用復水器及び燃料貯蔵プールの冷却水供給装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】  本発明は、原子炉圧力容器の蒸気発生用熱源により熱の発生が持続された状態に於いて、また燃料貯蔵プールの燃料により熱の発生が持続された状態に於いて、外部電源が断たれた場合に内部の非常用電源やバッテリーを全く用いないで、長期間に亘って原子炉圧力容器及び原子炉圧力容器内の蒸気を冷却する非常用復水器並びに燃料貯蔵プールへの冷却水貯蔵装置に継続的に冷却水を供給する装置に関する。
【背景技術】
【０００２】  原子力発電所の原子炉は、圧力容器炉心で核分裂反応を停止させたとしても、核燃料からは崩壊熱が継続して発生しており、この状態を放置すると、この崩壊熱で炉心の燃料棒が高温・溶融し、このため水素ガスの発生や、溶融燃料が圧力容器や格納容器を侵食・損傷する恐れが懸念される。通常、この崩壊熱を除熱するために、崩壊熱で発生した蒸気を通常の冷却系によって圧力容器炉心を冷却しているが、発電プラントの外部電源が断たれた場合には、非常用電源やバッテリー等を用いて復水貯蔵タンクや圧力抑制プール等の冷却水を高・低圧非常用ポンプ他により圧力容器炉心に注入し冷却している。また、原子力発電所で一時保管されている核燃料棒は燃料貯蔵プールで冷却保管されているが、核燃料棒も崩壊熱が継続して発生しているため、様々な冷却系で冷却している。【０００３】  また、所内の非常用電源やバッテリーも断たれた場合には、炉心の崩壊熱で発生した蒸気を利用したタービンにより非常用ポンプを駆動して復水貯蔵タンクや圧力抑制プールの冷却水を炉心に注入して冷却（隔離時冷却系）したり、あるいは、崩壊熱で発生した蒸気を炉心外の非常用復水器へ導き、非常用復水器で前記蒸気を復水に戻すことにより炉心を冷却している。このように、外部電源や非常用電源更にバッテリーも断たれた場合を想定した、様々な冷却装置が設置されており、崩壊熱による炉心の損傷や燃料貯蔵プールの核燃料の損傷を防いでいる。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００４】
【特許文献１】特開平６−２８１７７９号公報
【特許文献２】特開平８−２４８１６６号公報
【０００５】  特許文献１では、原子炉冷却材喪失事故時には、炉心内の崩壊熱で発生した蒸気を炉心外に導き、蒸気を復水に戻し冷却する非常用復水器が設けられている。この場合、非常用復水器の冷却水を収容する非常用復水器冷却槽には通常の原子炉運転時には冷却水が貯留されていない。そして、この非常用復水器冷却槽の上方には原子炉格納容器及び圧力容器の冷却が必要な場合に冷却水を冷却槽へ供給する冷却水貯留槽が設けられている。この貯留槽の底部には非常用復水器冷却槽へ冷却水を供給する配管が繋がっており、さらに冷却水供給配管には通常閉止されている止弁が設けられている。非常時には前記止弁を開動作させ、冷却槽に冷却水を供給し、非常用復水器により原子炉格納容器内及び圧力容器内を冷却している。【０００６】  特許文献２では、特許文献１と同じ目的の非常用復水器が設けられており、原子炉冷却材喪失事故時には、内外部水源としてのろ過水タンクあるいは復水貯蔵槽から非常用電源設備に依存しない注水ポンプを用いて非常用復水器へ冷却水を供給し、原子炉格納容器内及び圧力容器内を冷却している。
【非特許文献】
【０００７】
【非特許文献１】（社）火力原子力発電技術協会（編、刊）、「やさしい原子力発電（火原協会講座−１５）」、１９９０年６月、ｐ．１９
【非特許文献２】ＭｃＭａｓｔｅｒ  Ｎｕｃｌｅａｒ  Ｒｅａｃｔｏｒ，ＭｃＭａｓｔｅｒ  Ｕｎｉｖｅｒｓｉｔｙ、「Ｄｅｃａｙ  Ｈｅａｔ  Ｅｓｔｉｍａｔｅｓ  ｆｏｒ  ＭＮＲ」、Ｔｅｃｈｎｉｃａｌ  Ｒｅｐｏｒｔ  １９９８−０３、ｐ．１
【非特許文献３】東北大学流体科学研究所、「原子炉内が崩壊熱のみによって加熱されている場合に必要な水の投入量の推定」、Ｈｅａｔ−Ｔｒａｎｓｆｅｒ  Ｃｏｎｔｒｏｌ  Ｌａｂ．Ｒｅｐｏｒｔ  Ｎｏ１，Ｖｅｒ．４、２０１１年４月、ｐ．４
【非特許文献４】二見常夫  著、「原子力発電所の事故・トラブル  分析と教訓」、丸善出版、平成２４年５月、ｐ６０−６１
【非特許文献５】日本機械学会編、「蒸気表〈１９９９〉（第５版）」、丸善出版、１９９９年１月
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００８】  しかしながら、特許文献１、特許文献２の非常用復水器の場合は、非常用復水器冷却水は熱交換により蒸発し大気へ放出されるため新たな冷却水の供給が必要となるが、長期間外部電源や非常用電源が断たれた場合には、冷却水貯留槽やろ過水タンクあるいは復水貯蔵槽から供給される冷却水が無くなった時の冷却水の補給方法が存在しないために、長期間にわたって炉心を冷却することが不可能となる問題がある。【０００９】  また、圧力抑制プールの冷却水を非常用電源設備に依存しない高圧非常用ポンプで高圧冷却水を炉心に注入したとしても、圧力抑制プールの冷却水が枯渇すると炉心を冷却することが不可能となる問題がある。【００１０】  そこで本発明は、長期間外部電源や所内の非常用電源、バッテリーが断たれた場合にも、簡便かつ容易に長期間継続して非常用復水器への冷却水の供給が可能となり、燃料貯蔵プールへの冷却水の供給が可能となり、また圧力抑制プールの冷却水が枯渇しても原子炉圧力容器炉心への高圧冷却水の供給が可能となり、長期間にわたって炉心を冷却することが出来る非常用復水器及び燃料貯蔵プールへの冷却水供給装置並びに原子炉圧力容器への高圧冷却水の供給装置を提供することを目的としている。
【課題を解決するための手段】
【００１１】  上記課題を解決するために、本発明にかかる非常用復水器及び燃料貯蔵プール並びに原子炉圧力容器冷却水供給装置は、非常用復水器冷却槽及び原子炉圧力容器並びに燃料貯蔵プールよりも高い位置にある格納容器上部の屋外（例えば原子炉建屋屋上）に原子炉圧力容器・非常用復水器・燃料貯蔵プール冷却水貯蔵装置を設置し、前記冷却水貯蔵装置は冷却水貯蔵装置天井部に天井中心付近から貯蔵装置周縁へ上方向に傾斜する大気開放されたホッパーを有し、大気開放されたホッパーとホッパー中心付近から天井中心付近を通って前記冷却水貯蔵装置へ水が流入可能な導水管又は導水口を設けること、非常用復水器冷却槽の冷却水温度上昇により発生した蒸気については前記冷却水貯蔵装置の高さまで蒸気を系外に放出する蒸気排出管を設けることを特徴とする。【００１２】  前記冷却水貯蔵装置から非常用復水器へ冷却水を供給する配管、及び燃料貯蔵プールへ冷却水を供給する配管を有することを特徴とする。【００１３】  原子炉圧力容器炉心への冷却水供給機能として、前記冷却水貯蔵装置から原子炉圧力容器炉心へ冷却水を供給する配管の前記冷却水貯蔵装置近傍部に冷却水を高圧化する手動式冷却水加圧装置を設置し、原子炉圧力容器炉心への高圧冷却水の供給が出来ることを特徴とする。【００１４】  前記冷却水貯蔵装置には、冷却水を系外の冷却水源（例えば海水）から格納容器上部の屋外（例えば原子炉建屋屋上）に位置する前記冷却水貯蔵装置に供給する冷却水補給配管が設置されている。なお、冷却水補給配管は前記冷却水貯蔵装置に繋がる配管から分岐し、原子炉建屋屋上に直接放水できるラインが設けられている。【００１５】  冷却水補給配管は原子炉建屋で地上部から原子炉建屋屋上に立ち上がり、冷却水補給配管の地上部側は、冷却水補給配管が複数に分岐し、分岐した一方は冷却水源（例えば海水）まで冷却水補給配管（固定式）が導かれている。【００１６】  冷却水補給配管の冷却水源（例えば海水）側には冷却水を取水する冷却水補給配管取出し口が設けられている。そして必要時には冷却水源（例えば海水）側に設置された移動式冷却水補給設備（陸上式又は水上式）の冷却水供給出口配管と結合し、冷却水源（例えば海水）から移動式冷却水補給設備（陸上式又は水上式）により冷却水（例えば海水）を前記冷却水貯蔵装置に冷却水（例えば海水）の供給が出来ることを特徴とする。【００１７】  冷却水補給配管の地上部側の分岐した他方は冷却水補給配管の端部がヘッダーとなっており、ヘッダーには複数の配管結合部（例えば、カプラー式のワンタッチ結合部）で構成されている。また、冷却水源（例えば海水）側も冷却水を取水する冷却水補給配管の端部はヘッダーとなっており、ヘッダーには複数の配管結合部（例えば、カプラー式のワンタッチ結合部）で構成されている。そして、配管結合部には、着脱可能な仮設のフレキシブル配管（例えば消火用ホース）が複数列で取り付けられるようになっている。【００１８】  ここで、分岐した一方の冷却水補給配管（固定式）が地震等で損傷し使用出来ない場合は、仮設のフレキシブル配管（例えば消火用ホース）を複数列で取り付け、冷却水源（例えば海水）から移動式冷却水補給設備（陸上式又は水上式��により冷却水（例えば海水）を前記冷却水貯蔵装置に供給することも出来ることを特徴とする。【００１９】  原子炉建屋の屋上には、雨水集水口を設け、屋上に若干の傾斜をつけ原子炉建屋屋上の雨水を集水し、建屋屋上から地上部を経由し系外へ放水する雨水配管を設ける。前記雨水配管は、前記冷却水貯蔵装置から非常用復水器へ冷却水を供給する配管、及び燃料貯蔵プールへ冷却水を供給する配管と繋がっており、必要に応じて非常用復水器、燃料貯蔵プールへ雨水を冷却水として供給できることを特徴とする。
【発明の効果】
【００２０】  本発明は、既存の原子力発電プラントに対して、大幅な改造並びにコストの増加を伴わないで、原子炉建屋屋上または屋外にホッパー付きの原子炉圧力容器・非常用復水器・燃料貯蔵プール冷却水貯蔵装置を設置すること、また原子炉圧力容器炉心に繋がる配管と手動式冷却水加圧装置を設置すること、また系外の冷却水源（例えば海水）から冷却水を前記冷却水貯蔵装置に供給する冷却水補給配管を設置すること、前記冷却水補給配管から分岐し、原子炉建屋屋上に直接冷却水を放水できるラインを設置すること、更に原子炉建屋の屋上には、雨水集水口を設け、屋上に若干の傾斜をつけ原子炉建屋屋上の雨水を集水し、建屋屋上から地上部を経由し系外へ放水する雨水配管を設け、前記雨水配管は、前記冷却水貯蔵装置から非常用復水器へ冷却水を供給する配管及び燃料貯蔵プールへ冷却水を供給する配管と繋げるラインを設置している。【００２１】  本発明により、前記冷却水貯蔵装置内の冷却水又は圧力抑制プールの冷却水等が無くなったとしても、前記冷却水貯蔵装置上部の大きく周縁に広がるホッパー開口部に何らかの容易な方法（実施例１）によって前記冷却水貯蔵装置に冷却水が補給され、その結果前記冷却水貯蔵装置から常に非常用復水器冷却槽及び燃料貯蔵プールへ冷却水が、また原子炉圧力容器炉心へ高圧冷却水が供給（実施例２）され、長期間連続して非常用復水器、原子炉圧力容器炉心、燃料貯蔵プールを冷却することが可能となる。【００２２】  一方、系外から前記冷却水貯蔵装置に補給できる冷却水補給配管を利用（実施例４）して、冷却水源（例えば海水）に設置された移動式冷却水供給設備（陸上式又は水上式）から冷却水（例えば海水）を前記冷却水貯蔵装置に補給し、長期間連続して非常用復水器、原子炉圧力容器炉心、燃料貯蔵プールを冷却することが可能となる。【００２３】  また、仮に前記ホッパー開口部に冷却水の供給が出来なかったとしても、建屋屋上から地上部を経由し系外へ放水する雨水配管を利用して非常用復水器冷却槽並びに燃料貯蔵プールへ冷却水を継続して補給することが可能となる。【００２４】  更に、仮に前記冷却水貯蔵装置が損傷し、冷却水（例えば海水）が前記冷却水貯蔵装置に供給出来なくても、前記冷却水貯蔵装置に繋がる冷却水補給配管から分岐し、原子炉建屋屋上に直接放水できるラインから、原子炉建屋の屋上の雨水集水口を経由し、雨水配管の非常用復水器冷却槽並びに燃料貯蔵プールへ繋がるラインから冷却水を継続して非常用復水器冷却槽並びに燃料貯蔵プールへ補給することが可能となる。【００２５】  なお、非常用復水器を設置していない原子力発電プラントに対しても、ポンプやタービン、電動機などの回転体を使用しないシンプルな非常用復水器並びに関連の冷却水貯蔵装置及び冷却水補給設備を設置することにより、長期間連続して非常用復水器、原子炉圧力容器炉心、燃料貯蔵プールを冷却することが可能となる。
【図面の簡単な説明】
【００２６】
【図１】本発明に係わる非常用復水器及び燃料貯蔵プール並びに原子炉圧力容器冷却水供給装置の非常用復水器冷却系統及び燃料貯蔵プール冷却系統並びに系外から前記冷却水貯蔵装置へ冷却水を補給する冷却水補給系統の実施例を示す概略構成図である。
【図２】本発明に係わる非常用復水器及び燃料貯蔵プール並びに原子炉圧力容器冷却水供給装置の原子炉圧力容器冷却系統の実施例を示す概略構成図である。
【図３】従来の非常用復水器冷却系統の概略構成図である。
【図４】従来の原子炉圧力容器冷却系統の概略構成図である。
【図５】本発明に係わる系外の冷却源から前記冷却水貯蔵装置へ冷却水を補給する冷却水補給系統の実施例を示す概略構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００２７】  以下に添付図面を参照しながら、本発明の実施形態について説明する。なお、本発明の概略構成図と従来例の概略構成図との同一部分については、同一符号を付すことにより重複説明を省略し、また本発明に直接関係のない要素は図示を省略する。
【実施例１】
【００２８】  本発明に係わる非常用復水器及び燃料貯蔵プール冷却系統の実施例を図１に基づき説明する。図１において、非常用復水器５及び燃料貯蔵プール１１の原子炉圧力容器・非常用復水器・燃料貯蔵プール冷却水貯蔵装置７は、非常用復水器５の冷却槽６及び燃料貯蔵プール１１よりも高い位置にある原子炉建屋１の屋上に設置する。前記冷却水貯蔵装置７の天井に開口部９を設け、開口部９から貯蔵装置周縁に対して上方向に傾斜し、広がるホッパー８を設ける。非常用復水器冷却槽６の冷却水温度上昇により発生した蒸気を大気に放出する大気放出管１７を前記冷却水貯蔵装置７の高さまで設ける。前記冷却水貯蔵装置７には前記ホッパー８上部までのアクセスが可能となるように梯子やらせん状階段（図示せず）を設ける。燃料貯蔵プール１１へも前記冷却水貯蔵装置７の冷却水が供給できるように燃料貯蔵プール冷却水供給配管１６並びに入口弁２１を設置している。また、凍結防止が必要となる地域では、前記冷却水貯蔵装置７やホッパー８、前記冷却水貯蔵装置７から非常用復水器冷却槽６への冷却水供給配管１５には電気式又は蒸気式等のヒーター（図示せず）を設置し、凍結防止対策を設けている。【００２９】  上記構成によれば、外部電源や非常用電源が断たれ全電源が停止された状態になると、非常用復水器蒸気入口弁１８並びに非常用復水器復水出口弁１９が開動作（電源断で開）し、崩壊熱で発生した原子炉圧力容器３の蒸気が非常用復水器５で冷やされ復水となり、その復水は原子炉圧力容器３の炉心４に存在する水のレベルとの揚程差により原子炉圧力容器３に戻ることにより、炉心が冷却される。また、非常用復水器冷却水供給入口弁２０、燃料貯蔵プール冷却水供給入口弁２１も開動作（電源断で開）し、前記冷却水貯蔵装置７の冷却水が非常用復水器冷却層６や燃料貯蔵プール１１へ供給される。一方、非常用復水器５の冷却槽に存在する冷却水は原子炉圧力容器３の蒸気と熱交換し、冷却水が蒸気となって大気に放出される。また、燃料貯蔵プール１１の冷却水も燃料貯蔵プール燃料棒の崩壊熱により、いずれ蒸気となって大気に放出される。したがって、この状態が継続すると非常用復水器５及び燃料貯蔵プール１１へ冷却水を供給する前記冷却水貯蔵装置７の冷却水がいずれは無くなり、非常用復水器５及び燃料貯蔵プール１１が機能しなくなってしまう。【００３０】  このため、本発明では、前記冷却水貯蔵装置７の上部に大きく周縁に広がるホッパー８の開口部を設けているため、例えば大型高所消防車の高圧放水やヘリコプター等から前記冷却水貯蔵装置７のホッパー８への冷却水投下によって前記冷却水貯蔵装置７へ冷却水を供給することが可能となる。ちなみに、一般に原子力建屋の高さは地上部からは５０ｍ程度とすると、前記冷却水貯蔵装置７のホッパー８の開口部は５５ｍ程度（ビル１１階程度）となるため、大型高所消防車で十分放水が到達可能と考えられる。なお、これらの方法による前記冷却水装貯蔵置７への冷却水の補給方法は、いづれの場合も、核燃料棒の崩壊熱による燃料棒の溶融が発生する前に行われるため、周辺の放射能は通常レベルでの作業となる。このため、ヘリコプターからホッパー８の真上での正確な冷却水投下が可能となるため、容易に且つ継続して前記冷却水貯蔵装置７へ冷却水を補給することが可能となる。また、場合によっては、前記冷却水貯蔵装置７のホッパー８の上部までのアクセスが可能となるように梯子やらせん状階段（図示せず）を利用して人間が直接冷却水を補給することも可能である。そして、前記冷却水貯蔵装置７と非常用復水器冷却槽６との揚程差により前記冷却水貯蔵装置７の冷却水が非常用復水器冷却槽６に供給されることになる。また、一般に原子力発電所は海水を発電用蒸気タービンの冷却水としているため海水が豊富にあり、海水を非常用復水器の冷却水とすれば、冷却水の調達が容易となり、枯渇する恐れが全く無い。このようなことから、非常用復水器冷却槽６への冷却水を継続して補給することが可能となり、長期間全電源が停止した場合でも非常用復水器５が機能し、炉心を冷却し冷温停止を達成させることが出来る。同じように、燃料貯蔵プール１１への冷却水も継続して補給することが可能となり、長期間全電源が停止した場合でも燃料貯蔵プール１１の燃料を冷却することが出来る。【００３１】  仮に何らかの理由で前記ホッパー開口部に冷却水の供給が出来なくなったとしても、建屋屋上から地上部の系外へ放水する雨水配管２７は、原子炉圧力容器・非常用復水器・燃料貯蔵プール冷却水貯蔵装置７から非常用復水器５へ冷却水を供給する配管１５、及び燃料貯蔵プール１１へ冷却水を供給する配管１６と繋がっているため、該雨水配管２７を利用して非常用復水器冷却槽６並びに燃料貯蔵プール１１へ冷却水を継続して補給することが可能となる。【００３２】  前記冷却水貯蔵装置７には、オーバーフロー管（図示せず）を設置する場合もある。これは、通常時に雨水等でホッパーが充満した場合に、その水を排水するための設備である。また、非常用復水器５の大気放出管１７は前記冷却水貯蔵装置７と同じ高さにしているが、これは、非常用復水器冷却水入口弁２０が開動作（電源断で開）し、連続して冷却水が非常用復水器冷却槽６に供給された場合に、冷却水のレベルを前記冷却水貯蔵装置７のレベルに合わせ、大気放出管１７から冷却水が溢れ出さないようにしている。
【実施例２】
【００３３】  本発明に係わる原子炉圧力容器冷却系統の実施例を図２に基づき説明する。図２において、圧力容器冷却系統の原子炉圧力容器・非常用復水器・燃料貯蔵プール冷却水貯蔵装置７は、原子炉圧力容器３、原子炉格納容器２よりも高い位置にある原子炉建屋１の屋上に設置する。なお、圧力容器冷却系統の前記冷却水貯蔵装置７の機能は実施例１と同じため説明は省略する。前記冷却水貯蔵装置７から原子炉圧力容器３へ冷却水を供給する配管の前記冷却水貯蔵装置７の近傍部に冷却水を高圧化する手動式冷却水加圧装置２４を設置し、手動式冷却水加圧装置２４で加圧された冷却水は、手動式冷却水加圧装置出口配管２５を通って原子炉圧力容器高圧冷却水供給配管２３と繋がり原子炉圧力容器３に供給される。なお、手動式冷却水加圧装置出口配管２５が原子炉圧力容器高圧冷却水供給配管２３に繋がる手前に手動式原子炉圧力容器高圧冷却水供給弁２６が設けられ、前記冷却水供給弁２６は通常時及び高圧非常用ポンプ２２の駆動時は閉止されている。また、手動式冷却水加圧装置出口配管２５は直接原子炉圧力容器３に繋がっていても良い。また、凍結防止が必要となる地域では、手動式冷却水加圧装置２４及び手動式冷却水加圧装置出口配管２５には電気式又は蒸気式等のヒーター（図示せず）を設置し、凍結防止対策を設ける場合もある。【００３４】  上記構成によれば、外部電源や非常用電源が断たれたような全電源が停止し、且つ圧力抑制プール１１の冷却水が枯渇し、高圧非常用ポンプ２２を駆動することが出来ない状態となると、手動式冷却水加圧装置２４で前記冷却水貯蔵装置７の冷却水を加圧し、手動式原子炉圧力容器高圧冷却水供給弁２６を開き、原子炉圧力容器３の炉心４に高圧冷却水を供給する。【００３５】  なお、前記冷却水貯蔵装置７の冷却水への補給方法は実施例１と同じ方法で補給することが可能なため、原子炉圧力容器３の炉心４に高圧冷却水を継続して補給する事が可能となり、長期間全電源が停止した場合でも、原子炉圧力容器３の炉心４を冷却し冷温停止を達成させることが出来る。
【実施例３】
【００３６】  実施例１、実施例２はいづれも原子炉建屋１の屋上に原子炉圧力容器・非常用復水器・燃料貯蔵プール冷却水貯蔵装置７並びに手動式冷却水加圧装置２４を設置する場合である。これに対して実施例３は、前記冷却水貯蔵装置７並びに手動式冷却水加圧装置２４を原子炉建屋から離れた高台もしくは別の建物屋上に設置する場合（図示せず）である。この場合も、前記冷却水貯蔵装置７並びに手動式冷却水加圧装置２４はいづれも実施例１、実施例２と同じように原子炉格納容器２や非常用復水器５並びに燃料貯蔵プール１１よりも高い位置に設置し、十分な揚程を確保する。なお、実施例３の場合の原子炉圧力容器・非常用復水器・燃料貯蔵プール冷却水貯蔵装置７への冷却水補給方法並びに非常用復水器冷却層６、燃料貯蔵プール１１、原子炉圧力容器３への冷却水供給方法は実施例１及び実施例２と同じため説明は省略する。
【実施例４】
【００３７】  実施例１、実施例２、実施例３はいずれも原子炉圧力容器・非常用復水器・燃料貯蔵プール冷却水貯蔵装置７のホッパー８へ、例えば大型高所消防車の高圧放水やヘリコプター等からの冷却水投下によって、前記冷却水貯蔵装置７へ冷却水を供給することが可能となる。
これに対して実施例４は、系外から冷却水を原子炉圧力容器・非常用復水器・燃料貯蔵プール冷却水貯蔵装置７に補給できる冷却水補給配管２９を利用して、冷却水源（例えば海水）から移動式冷却水補給設備３１、３２（陸上式又は水上式）により前記冷却水貯蔵装置７に冷却水を供給する方式、又は冷却水補給配管２９の原子炉建屋屋上放水配管２８を利用して原子炉建屋１の屋上に冷却水を放水し、更に雨水配管２７を利用して非常用復水器５及び燃料貯蔵プール１１に冷却水を供給する方式である。ここで、実施例４において電気出力１１０万ｋｗ級の原子炉圧力容器・非常用復水器・燃料貯蔵プール冷却水貯蔵装置７に冷却水を補給する設備の仕様とその実用性は次の通りである。【００３８】  非常用復水器の冷却水保有量は電気出力４６万ｋｗ級で１００ｔ（１００ｍ３）×２系統の仕様である。もし、電気出力１１０万ｋｗ級に非常用復水器を設置した場合は、冷却水保有量は２００ｔ（２００ｍ３）×２系統の仕様となる。この場合、主蒸気流量、圧力、温度は各々約６４００ｔ／ｈ、約７ＭＰａ、約２８０℃であり、核分裂反応が止まり原子炉が停止した段階で、原子炉熱出力は崩壊熱のみとなるが、この場合の崩壊熱は次の崩壊熱予測式で求められる。【００３９】  Ｐ（ｔ）／Ｐ０＝０．０６６［ｔ−０．２−（ｔｓ＋ｔ）−０．２］
なお、Ｐ（ｔ）は原子炉停止後ｔ時間（秒）後の崩壊熱、Ｐ０は原子炉通常運転時の熱出力、ｔｓは燃料棒使用時間（秒）である。【００４０】  この崩壊熱予測式及び炉心内燃料棒の燃料棒使用時間に若干の推定を加えると、崩壊熱は原子炉停止後１秒で原子炉通常運転時熱出力の約６％、１００秒で同約２．５％、１０００秒で同約１．６％と予測される。【００４１】  また、原子炉通常運転時の蒸気条件は、流量約６４００ｔ／ｈ、圧力約７ＭＰａ、温度約２８０℃であり、この蒸気のエンタルピーは、飽和液が１２３６．０ｋｊ／ｋｇ、蒸発が１５４３．６ｋｊ／ｋｇ、飽和蒸気が２７７９．６ｋｊ／ｋｇである。【００４２】  ここで、最大崩壊熱を原子炉停止１０００秒後に相当するとして、すなわち原子炉通常運転時熱出力の１．６％とすると、崩壊熱による原子炉圧力容器内の水の蒸発を防ぐには、圧力約７ＭＰａ、温度約２８０℃で、通常運転時熱出力の１．６％の蒸気流量６４００ｔ×０．０１６≒１００ｔ／ｈの飽和蒸気を飽和液に戻す熱量が必要となる。これは、流量１００ｔ／ｈの蒸発エンタルピー１５４３．６ｋｊ／ｋｇに相当する熱量を冷却水から供給することが求められる。【００４３】  非常用復水器の冷却水は原子炉圧力容器内の蒸気と熱交換し、蒸発して非常用復水器から大気へ放出されるため、冷却水が２０℃とすると、１００℃で蒸発することとなる。したがって、大気圧（約０．１ＭＰａ）での２０℃の水のエンタルピーは、飽和液が８３．９８ｋｊ／ｋｇであり、１００℃の水のエンタルピーは、飽和液が４１９．０４ｋｊ／ｋｇ、蒸発が２２５７．０ｋｊ／ｋｇであるため、必要となる冷却水量は、
１００ｔ／ｈ×１５４３．６ｋｊ／ｋｇ／［（４１９．０４ｋｊ／ｋｇ−８３．９８ｋｊ／ｋｇ）＋２２５７．０ｋｊ／ｋｇ］＝５９．５ｔ／ｈとなり、約６０ｔ／ｈの冷却水量が必要となる。【００４４】  系外の冷却水源から冷却水を数百ｍ先の高さ６０〜７０ｍ程度の原子炉建屋屋上へ供給すると仮定すると、圧力約１ＭＰａ弱、流速１ｍ／ｓで約６０ｔ／ｈの冷却水を供給する冷却水補給配管（固定式）の口径ｄは、１ｍ／ｓ×πｄ２／４＝６０ｍ３／ｈより、
［（４×６０ｍ３／３６００ｓ）／（１ｍ／ｓ×３．１４１５）］１／２＝０．１４６ｍとなり、冷却水補給配管（固定式）の口径は約１５ｃｍとなる。
ここで、６０ｔ／ｈの冷却水を揚程１００ｍで送水するポンプ動力は、仮にポンプ効率を６０％として、
１０００ｋｇ／ｍ３×９．８ｍ／ｓ２×１００ｍＨ×（６０ｍ３／３６００ｓ）／０．６＝２７．２ｋｗより、ポンプ動力は２８ｋｗ程度となる。【００４５】  冷却水補給配管の端部がヘッダーとなっている複数の配管結合部（例えば、カプラー式のワンタッチ結合部）が、例えば５箇所の結合部で構成されていると仮定すると、
各結合部の口径ｄは、５箇所×１ｍ／ｓ×πｄ２／４＝６０ｍ３／ｈより、
［４×６０ｍ３／３６００ｓ／５箇所×１ｍ／ｓ×３．１４１５］１／２＝０．０６５ｍとなり、複数（５箇所）の配管結合部の口径は１箇所につき約６．５ｃｍとなる。【００４６】  このため、口径約１５ｃｍの固定式の冷却水補給配管が地震等で損傷し、仮に使用が出来なくなったとしても、緊急時には複数（例えば５箇所）の配管結合部に容易に持ち運び可能な口径１０ｃｍ以下の消火用ホースを繋ぎ、系外の冷却水（例えば海水）を原子炉圧力容器・非常用復水器・燃料貯蔵プール冷却水貯蔵装置へ供給することが可能となる。【００４７】  原子炉停止後１秒の原子炉通常運転時熱出力の約６％の時点では、１０００秒後の同約１．６％に対して約３．７５倍（≒６％／１．６％）の熱量を保有しており、この場合の原子炉内の飽和蒸気を飽和液に戻すには約２２０ｔ／ｈの冷却水量を必要とするが、６０ｔ／ｈの冷却水量で補給した場合には、１０００秒後になるまでの必要冷却水量は、仮に原子炉停止後１秒の原子炉通常運転時熱出力の約６％が１０００秒後まで続くと仮定（実際は約６％から約１．６％にへ減少する）したとしても、
（２２０ｔ／ｈ−６０ｔ／ｈ）×１０００／３６００＝４４．４ｔとなるが、原子炉圧力容器・非常用復水器・燃料貯蔵プール冷却水貯蔵装置を２系統とし、その保有水量を各々２００ｔとすると、１系統あたり４４．４／２系統＝２２．２ｔの冷却水が蒸発し、保有水量が一時的に２００ｔから約１８０ｔ弱に減少するが、１０００秒後以降は蒸発量よりも冷却水補給量が多くなるため、十分に復水器としての機能は保持される。【００４８】  また、海水の場合は塩分濃度は約３．５％であるため非常用復水器内の海水を蒸発させると、いずれは塩分が析出する事が予想されるが、海水を適宜系外へブローすることにより塩分の析出を防ぐことが出来る。
【産業上の利用可能性】
【００４９】  本発明は、原子炉圧力容器の蒸気発生用熱源により熱の発生が持続された状態に於いて、また燃料貯蔵プールの燃料により熱の発生が持続された状態に於いて、外部電源が断たれた場合に所内の非常用電源やバッテリーを全く用いないで、系外から移動式の陸上又は海上の外部駆動装置（例えば移動式の外部電源、外部電動機、外部エンジン或いは外部ポンプ等を備えた冷却水補給車や冷却水補給船等）を用いて冷却水（例えば海水）を補給し、長期間に亘って原子炉圧力容器炉心及び非常用復水器並びに燃料貯蔵プールを継続的に冷却することが出来る。
【符号の説明】
【００５０】１  原子炉建屋
２  原子炉格納容器
３  原子炉圧力容器
４  原子炉圧力容器炉心
５  非常用復水器
６  非常用復水器冷却槽
７  原子炉圧力容器・非常用復水器・燃料貯蔵プール冷却水貯蔵装置
８  原子炉圧力容器・非常用復水器・燃料貯蔵プール冷却水貯蔵装置ホッパー
９  原子炉圧力容器・非常用復水器・燃料貯蔵プール冷却水貯蔵装置開口部
１０  原子炉圧力抑制プール
１１  燃料貯蔵プール
１２  非常用復水器蒸気入口配管
１３  非常用復水器復水出口配管
１４  原子炉圧力容器主蒸気配管
１５  非常用復水器冷却水供給配管
１６  燃料貯蔵プール冷却水供給配管
１７  非常用復水器冷却水大気放出管
１８  非常用復水器蒸気入口弁
１９  非常用復水器復水出口弁
２０  非常用復水器冷却水供給入口弁
２１  燃料貯蔵プール冷却水供給入口弁
２２  高圧非常用ポンプ
２３  原子炉圧力容器高圧冷却水供給配管
２４  手動式冷却水加圧装置
２５  手動式冷却水加圧装置出口配管
２６  手動式原子炉圧力容器高圧冷却水供給弁
２７  原子炉建屋屋上雨水配管
２８  系外の冷却水補給配管の原子炉建屋屋上放水配管
２９  系外の冷却水補給配管
２９−１  系外の冷却水補給配管（固定式）
２９−２  系外の冷却水補給配管（ワンタッチ結合式）
３０−１  系外の冷却水補給配管ヘッダー（冷却水貯蔵装置側）
３０−２  系外の冷却水補給配管ヘッダー（冷却水源側）
３１  移動式冷却水補給設備（陸上式）
３２  移動式冷却水補給設備（水上式）
【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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【手続補正書】
【提出日】平成25年3月8日(2013.3.8)
【手続補正１】
【補正対象書類名】図面
【補正対象項目名】全図
【補正方法】変更
【補正の内容】
【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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