(57)【要約】      （修正有）【課題】定期検査時に冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）等の重大事象が発生した場合においても、原子力プラントの静的な構成によって炉心および使用済燃料の冠水状態を維持できる原子力プラントおよびその改造方法を提供する。【解決手段】原子力プラントにおいて、炉心１より低位置に設けられて、原子炉建屋４から下部ドライウェル６内へのアクセスや機器の搬出入が行われる貫通口１８に設置されて少なくとも内扉２０と外扉２１を有する多重扉と、前記内扉２０と前記外扉２１の間に形成されて、前記貫通口１８より搬出入される機器を収容可能な空間と、を備える。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子力プラントにおいて、
炉心より低位置に設けられて、原子炉建屋から下部ドライウェル内へのアクセスや機器の搬出入が行われる貫通口に設置されて少なくとも内扉と外扉を有する多重扉と、
前記内扉と前記外扉との間に形成されて、前記貫通口より搬出入される機器を収容可能な空間と、を備えることを特徴とする原子力プラント。
【請求項２】
前記下部ドライウェルと前記ウェットウェルを連通する連通口を介して、前記下部ドライウェルに溜まった水が前記ウェットウェルに流出することを防止する流出防止手段を備えることを特徴とする請求項１記載の原子力プラント。
【請求項３】
前記流出防止手段が、前記連通口の前記下部ドライウェル側の流路を閉塞する閉止装置であることを特徴とする請求項２記載の原子力プラント。
【請求項４】
前記閉止装置が、前記連通口の前記下部ドライウェル側の開口を塞ぐ閉止板と、フロートとを有し、前記下部ドライウェルの水位が所定値以下だと前記閉止板は前記開口を塞がず、前記下部ドライウェルの水位が所定値以上に達すると前記フロートの浮力により前記閉止板が前記開口を塞ぐように構成されたことを特徴とする請求項３記載の原子力プラント。
【請求項５】
前記流出防止手段は、前記ウェットウェルと前記下部ドライウェルを接続する真空破壊弁に設置されて前記真空破壊弁を閉状態で固定する閉状態固定装置と、
圧縮空気を前記ウェットウェルへ供給する圧縮空気供給装置と、
原子炉圧力容器の水位を計測する原子炉水位計と、を有し、
前記原子炉水位計が所定の水位に達したことを検出すると、前記圧縮空気供給装置が前記ウェットウェルへ圧縮空気を前記ウェットウェルへ供給することを特徴とする請求項２記載の原子力プラント。
【請求項６】
炉心より高い位置に設置された水源タンクと、
前記水源タンクの水を原子炉格納容器内へ供給する注水ラインと、
原子炉圧力容器の水位を計測する原子炉水位計と、をさらに備え、
前記原子炉水位系がその原子炉水位計の信号から重力注水弁の開信号を発信するインターロックと、前記原子炉水位計が所定の水位に達したことを検出すると、前記水源タンクから前記原子炉格納容器内へ水が供給されるよう構成されたことを特徴とする請求項１記載の原子力プラント。
【請求項７】
使用済燃料プールと水路で接続された原子炉ウェルおよび機器ピットとの間に、通常水位状態で開状態となり、水位が所定値以下に低下した場合に自重で閉状態となるゲートを設置したことを特徴とする請求項１乃至請求項６の何れか１項に記載の原子力プラント。
【請求項８】
原子力プラントの改造方法であって、定期検査の前もしくは定期検査中に、
炉心よりも低位置に設けられており原子炉建屋から下部ドライウェル内へのアクセスや機器の搬出入が行われる貫通口に、内扉と外扉とから成り前記内扉と前記外扉の間に前記貫通口より搬出入される機器を収容可能な空間を有する多重扉を設置し、
上部ドライウェルとウェットウェルとを接続する連通口に、前記下部ドライウェルと前記ウェットウェルを連通する連通口を介して、前記下部ドライウェルに溜まった水が前記ウェットウェルに流出することを防止する流出防止手段を設置することを特徴とする原子力プラントの改造方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は原子力プラントおよび原子力プラントの改造方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
一般に沸騰水型原子力プラント（ＢＷＲプラント）において、通常運転時には、炉心に配置した核燃料の分裂によって発生した熱で高圧蒸気を生成し、この高圧蒸気によって蒸気タービンを駆動し、蒸気タービンに直結した発電機を回転せしめて所定の電力を発生させている。一方、定期点検時には炉心を含む原子炉系を停止した状態で、その構成機器の保守点検整備作業、核燃料および部品の交換作業等が実施される。
【０００３】
上記沸騰水型原子力プラントの通常運転時と定期検査時とにおける原子炉建屋の状態については、最新の改良型ＢＷＲ（以下、「ＡＢＷＲ」という。）を例に取ると、図６および図７に示すような状態となる。
【０００４】
図６は、ＢＷＲの通常運転時における原子炉建屋の構成を示している。炉心１を内包する原子炉圧力容器（以下、「ＲＰＶ」という。）２が中心に配置されており放射性物質を含む流体のバウンダリとなっている。このバウンダリが破断し放射性物質を含む流体が放出される事故に備え、さらに放射性物質の環境への放出を可能な限り抑制するために、原子炉格納容器（以下、「ＰＣＶ」という。）３が、ＲＰＶ２を内包するように配置されている。またＰＣＶ３を内包するように原子炉建屋４が配置されており、原子力プラントの通常運転時の安全や事故の緩和に必要な設備が設置されている。
【０００５】
ＰＣＶ３は大きく区分して上部ドライウェル５（以下、「上部Ｄ／Ｗ」という。）、下部ドライウェル６（以下、「下部Ｄ／Ｗ」という。）およびウェットウェル７（以下、「Ｗ／Ｗ」という。）の３つのエリアに区分されている。
【０００６】
上部Ｄ／Ｗ５と下部Ｄ／Ｗ６とは連通口８にて空間部が接続されている。また２つのＤ／ＷとＷ／Ｗ７とは、ベント管９およびリターンライン１０にて連結されている。Ｗ／Ｗ７にはサプレッションプール１１と呼ばれる大量の冷却用水が貯留されている。ベント管９の出口はサプレッションプール１１に水没している。
【０００７】
放射性物質を含む流体（冷却水等）がＤ／Ｗに放出される冷却材喪失事故（以下、「ＬＯＣＡ」という。）発生時に、この流体がベント管９を経由してサプレッションプール１１に放出され、凝縮される。このような機構によりＬＯＣＡ時のＰＣＶ３内の圧力を抑制することが可能となっている。具体的には、ベント管９からサプレッションプール１１に供給された、放射性物質を含む高圧蒸気等はプール水によって放射性物質が洗浄除去されると共に、高圧蒸気等が凝縮されて減容される。
【０００８】
また、Ｗ／Ｗ７の空間部と下部Ｄ／Ｗ６との間には、Ｗ／Ｗ７から下部Ｄ／Ｗ６への一方向のみに流す真空破壊弁１１ａが設置されている。そして、Ｄ／Ｗの空間部の圧力が異常に低下した際には、真空破壊弁１１ａが自動的に開動作することにより、Ｗ／Ｗ７の空間部と均圧される。
【０００９】
また使用済燃料プール（ＳＦＰ）１２には、燃料としての役割を終えた使用済燃料１３が保管されている。使用済燃料１３は崩壊熱により発熱しているため水中に保管され冷却状態および使用済燃料１３から放出される放射線の遮蔽状態が維持されている。
【００１０】
上述のようなＢＷＲの定期検査時の状態を図７に示す。炉心１の燃料交換やＲＰＶ２の点検のため、図６では装着されていたＰＣＶヘッド１４とＲＰＶヘッド１５とが開放され、原子炉ウェル１６および機器ピット１７は冷却水を張った状態となる。この場合、ＲＰＶ２と原子炉ウェル１６、機器ピット１７、使用済燃料プール（ＳＦＰ）１２は水路で相互に接続された状態となる。またＲＰＶ２の底部に設置された制御棒駆動機構などの機器のメンテナンス用機器を搬出入するため、扉が１枚設置された下部Ｄ／Ｗ機器ハッチ１８が設置されており、従来の定期検査時には開放されたままの状態になっていた。
【００１１】
上述のような定期検査時の状態で、ＲＰＶ２から冷却材が流出する事故（以下、「定検時ＬＯＣＡ」という。）が発生すると、ＰＣＶ３のバウンダリが維持されていない状態で、炉心１が露出し溶融する可能性がある。このような過酷事故が発生すると、放射性物質が直接環境へ放出される危険性があることから、従来から定期検査時においても常に大容量の冷却水を補給できる補給水設備１９を原子炉建屋の内部および外部に装備して待機させていた。
【００１２】
また上記の定検時ＬＯＣＡが発生すると、同時に使用済燃料プール（ＳＦＰ）１２の水位も低下する。ＳＦＰ１２については、ＲＰＶ２側から水が抜けたとしても、構造上、使用済燃料１３の上端より高い位置で水位が整定する。しかし、使用済燃料１３の崩壊熱でＳＦＰ１２に保有された冷却水が沸騰蒸発し水位が低下するため、比較的短時間で燃料が露出することになる。この場合も、燃料溶融のために放射性物質が直接環境へ放出される危険性があることから、補給水設備１９を待機させる必要があった。
【先行技術文献】
【特許文献】
【００１３】
【特許文献１】特開２００４−３３３３５７号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１４】
従来の沸騰水型原子力プラント（ＢＷＲプラント）において、原子炉を停止して定期点検時に冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）が発生した場合には、待機中の補給水設備１９を起動し、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）２および使用済燃料プール（ＳＦＰ）１２に補給水を供給すると共に、下部Ｄ／Ｗ機器ハッチ１８を現場作業員により閉止し冷却材の系外への流出を阻止する操作が必要であった。
【００１５】
しかしながら、原子炉圧力容器２からの冷却材の流出流量が補給水設備１９からの給水容量より大きい場合、あるいは補給水設備１９が故障した場合、ないしは補給水設備１９を駆動するための電源が喪失した場合等には、冷却材の蒸発により原子炉圧力容器２および使用済燃料プール（ＳＦＰ）１２内の燃料を長時間にわたって冠水維持できなくなる可能性がある。
【００１６】
また補給水設備１９が正常に起動したとしても、現場での下部Ｄ／Ｗ機器ハッチ１８の閉止操作が間に合わなかった場合には、ＲＰＶ２の底部から流出した冷却水が、下部Ｄ／Ｗ機器ハッチ１８から原子炉建屋４側にも流出する。
【００１７】
この場合、たとえ多量の補給水を供給しても下部Ｄ／Ｗ機器ハッチ１８より外部に漏洩流出してしまうため、補給のための水源が枯渇し最終的に補給水供給機能が喪失することも考えられる。また、原子炉建屋４内に設置された補給水設備１９が水没して補給水供給機能が喪失することも考えられる。
【００１８】
本発明は、上記原子力プラントの定期検査時に冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）等の重大事象が発生した場合においても、原子力プラントの静的な構成によって炉心および使用済燃料の冠水状態を維持できる原子力プラントおよびその改造方法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】
【００１９】
上記目的を達成するために、本発明の実施形態に係る原子力プラントは、原子力プラントにおいて、炉心より低位置に設けられて、原子炉建屋から下部ドライウェル内へのアクセスや機器の搬出入が行われる貫通口に設置され少なくとも内扉と外扉とを有する多重扉と、前記内扉と前記外扉との間に形成されて、前記貫通口より搬出入される機器を収容可能な空間と、を備える。
【発明の効果】
【００２０】
上記構成に係る原子力プラントによれば、定期検査時に冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）等の重大事象が発生した場合においても静的な構成のみで炉心および使用済燃料の冠水状態を維持できる。
【図面の簡単な説明】
【００２１】
【図１】本発明の実施例１に係る原子力プラントの構造を示す断面図。
【図２】本発明の実施例１に係る原子力プラントの構造の効果を示す断面図。
【図３】本発明の実施例２に係る原子力プラントの構造を示す断面図。
【図４】本発明の実施例３に係る原子力プラントの構造を示す断面図。
【図５】本発明の実施例４に係る原子力プラントの構造を示す断面図。
【図６】改良型沸騰水型原子力プラント（ＡＢＷＲ）の通常運転時における全体構成を示す断面図。
【図７】改良型沸騰水型原子力プラント（ＡＢＷＲ）の定期検査時における全体構成を示す断面図。
【発明を実施するための形態】
【００２２】
以下、本発明に係る定期検査時の静的燃料冠水維持構造について、以下の実施例および添付図面を参照して説明する。
【００２３】
（実施例１）
本実施例１に係る原子力プラントの構成を図１に示す。
【００２４】
本実施例１では、原子炉建屋から下部ドライウェル内へのアクセスや機器の搬出入が行われる貫通口１８の両端に内扉２０と外扉２１とから成る２重の扉を設置している。内扉２０と外扉２１との間の空間は、搬出入される最大の機器を収容できる大きさに形成されている。また、上部Ｄ／Ｗ５とＷ／Ｗ７を接続する連通口８には、定期検査時のみ連通口８の流路を閉塞させる閉止装置２２を設置している。以下、具体的に説明する。
【００２５】
定期点検時に冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）が発生した場合に、ＰＣＶ３から原子炉建屋４への冷却材流出経路となり得る貫通口としての下部Ｄ／Ｗ機器ハッチ１８には、内扉２０と外扉２１との２枚の扉から成る２重構造の開閉扉が設置される。内扉２０と外扉２１との間の空間容量は、ＲＰＶ２の底部に設置された制御棒駆動機構などの機器のメンテナンス用設備のうち最大寸法を有する設備が搬出入できる長さおよび容量を確保するように設定される。
【００２６】
また、上部Ｄ／Ｗ５および下部Ｄ／Ｗ６とＷ／Ｗ７を接続しているベント管９およびリターンライン１０の入口に、流出防止手段としての閉止装置２２が設置されている。通常運転時のＬＯＣＡ事象時のベント管の機能を阻害しないよう、定期検査時のみに閉止されるように設置する。具体的には、定期検査の開始時に設置して定期検査の終了時に除却するか、あるいは定期検査中にＬＯＣＡ事象が発生した場合のみにリターンライン１０の入り口を閉止する機能を有する閉止装置２２とする。前者としては、例えばフランジのような閉止状態で固定する構成とし、後者としては例えばフロートと通常開の閉止板とを組み合わせて下部Ｄ／Ｗ６の水位上昇によりフロートが浮く力を利用して閉止となる機構とすることが考えられる。その他、流路を閉塞させる種々の機構が採用できる。
【００２７】
また、使用済み燃料プール（ＳＦＰ）１２と原子炉ウェル１６および機器ピット１７との間には、セルフクロージングゲート（自重閉止ゲート）２３が設置される。セルフクロージングゲート２３とは、定期検査時にはゲートを開状態として相互に連通する水路を確保する一方、冷却材喪失事故によりＳＦＰ１２および原子炉ウェル１６の水位が低下した場合には、ヒンジ機構により自重でゲートが閉となる構造を有する。原子炉ウェル１６のある程度の水位低下に応じてセルフクロージングゲート２３が閉じることで使用済み燃料プール（ＳＦＰ）１２のプール水の流出を防いで使用済み燃料プール（ＳＦＰ）１２の水位を確保することができる。
【００２８】
（作用）
このように構成された実施例１に係る静的燃料冠水維持構造において、定期点検時に冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）が発生した時には以下のように作用する。
【００２９】
定検時ＬＯＣＡが発生し、ＲＰＶ２から下部Ｄ／Ｗ６へ冷却水が流出すると、ＳＦＰ１２、原子炉ウェル１６および機器ピット１７の水位が同時に低下する。水位がある一定の値に到達すると、セルフクロージングゲート２３が自重で閉止となることにより、ＳＦＰ１２のみの水位低下は阻止することができ、使用済み燃料プール（ＳＦＰ）１２内の冷却水を喪失せずに確保することが可能になり、貯蔵した使用済燃料の冠水を維持できる。
【００３０】
一方、ＲＰＶ２から冷却材の流出がさらに継続する場合には、原子炉ウェル１６および機器ピット１７の水位は引き続き低下し、水位がＲＰＶ２内まで低下する。このとき、下部Ｄ／Ｗ６の機器ハッチ１８は、内扉２０または外扉２１の少なくとも一方を常に閉鎖した状態で運用することが可能であるため、下部Ｄ／Ｗ６に流出した水が原子炉建屋４側に流出することを効果的に防止することが可能である。また上部Ｄ／Ｗ５とＷ／Ｗ７を接続する連通口に定期検査時のみ連通口の流路を閉塞させる閉止装置を設置しているために、この閉止装置２２によって、下部Ｄ／Ｗ６からＷ／Ｗ７側への冷却材の流出を効果的に防止することができ、ＲＰＶ２内の水位低下を抑制できる。
【００３１】
本実施例１によれば、図２に示す通りの効果が得られる。すなわち、ＲＰＶ２から下部Ｄ／Ｗ６へ流出した冷却水が下部Ｄ／Ｗ６、上部Ｄ／Ｗ５およびＲＰＶ１内のみに滞留することにより、定期検査時に保有している原子炉ウェル１６、機器ピット１７、ＳＦＰ１２の上澄み水およびＲＰＶ２に保有されている水量のみで静的に炉心１の冠水維持を達成することができる。
【００３２】
またＳＦＰ１２においてもセルフクロージングゲート２３の作用効果により、十分な水位を確保することが可能である。また、動的な補給水設備に依存すること無く原子炉燃料の冠水維持が可能であるため、補給水設備の準備時間の確保や補給水容量の減少防止に大きく寄与する。
【００３３】
また原子炉建屋４への冷却水の流出を防止できることにより、補給水設備１９を含む原子炉建屋内に設置した各種設備の水没を回避することができるため、補給水設備１９の保護や財産保護の観点からも大きな効果が発揮される。
【００３４】
（実施例２）
本実施例２に係る原子力プラントの構成を図３に示す。
【００３５】
本実施例２では、実施例１で設けられていた閉止装置２２が削除されている一方、流出防止手段として、下部Ｄ／Ｗ６とＷ／Ｗ７とを接続するベント管９の出口に定期検査時のみベント管９の流路を閉塞させるベント管出口閉止装置２４が設けられている。なお、実施例１と同一の構成要素には同一の符号を付して、詳細な説明は省略する。
【００３６】
（作用）
このように構成された実施例２に係る静的燃料冠水維持構造の作用は、下部Ｄ／Ｗ６からベント管９を経由したＷ／Ｗ７への流出はベント管出口閉止装置２４によって効果的に防止できる。
【００３７】
（効果）
本実施例２に係る静的燃料冠水維持構造においては、実施例１の効果に加えて、下部Ｄ／Ｗ６からベント管９を経由したＷ／Ｗ７への流出はベント管出口閉止装置２４によって効果的に防止できる。
【００３８】
（実施例３）
実施例３に係る構成を図４に示す。
【００３９】
本実施例３の構成では、実施例１で設けられていた閉止装置２２が削除されている一方、流出防止手段として、真空破壊弁１１ａに閉状態固定装置２５が設けられるとともに、Ｗ／Ｗ７に圧縮空気タンク２６、圧縮空気供給ライン２７、圧縮空気供給弁２８が接続され、また原子炉水位計２９が追加されている。なお、実施例１と同一の構成要素には同一の符号を付して、重複する説明は省略する。
【００４０】
（作用）
このように構成された実施例３に係る静的燃料冠水維持構造の作用は、以下の通りである。定期点検時に冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）等が発生して、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）２内の水位が所定の水位に到達したことを原子炉水位計２９によって検知すると、圧縮空気供給弁２８が自動的に開弁する。すると、圧縮空気タンク２６内の空気が圧縮空気供給ライン２７を経由して、Ｗ／Ｗ７に供給される。この圧縮空気の供給によりＷ／Ｗ７が加圧され、下部Ｄ／Ｗ６からＷ／Ｗ７への冷却水の流出を効果的に防止することができる。
【００４１】
また真空破壊弁１１の閉状態固定装置２５により、加圧されたＷ／Ｗ７から下部Ｄ／Ｗ６に空気が漏洩してＷ／Ｗ７内の圧力が低下することが防止される。
【００４２】
（効果）
本実施例３においては、圧縮空気の供給によりＷ／Ｗ７が加圧されることで、下部Ｄ／Ｗ６からＷ／Ｗ７への冷却水の流出を効果的に防止することができる。また真空破壊弁１１の閉状態固定装置２５により、加圧されたＷ／Ｗ７から下部Ｄ／Ｗ６に空気が漏洩してＷ／Ｗ７内の圧力が低下することが防止される。また、実施例１と同様の効果を奏する。
【００４３】
（実施例４）
次に、実施例４の構成を図５に示す。
【００４４】
本実施例４では、炉心１より高い位置に設置された水源タンク３０、重力注水ライン３１、重力注水弁３２、原子炉水位計２９が追加されている。なお、実施例１と同一の構成要素には同一の符号を付して、それらの詳細な説明は省略する。
【００４５】
（作用）
実施例４の作用は、以下の通りである。定期点検時に冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）等が発生して、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）２内の水位が所定の水位に到達したことを原子炉水位計２９が検出すると、重力注水弁３２が自動的に開弁される。すると、水源タンク３０内の水（補給水）が、重力注水ライン３１を経由して、ＰＣＶ３内に供給される。
【００４６】
（効果）
本実施例４においては、下部Ｄ／Ｗ６からＷ／Ｗ７へ水が流出した分の水量を、外部に設置された水源タンク３０から供給でき、炉心１の冠水を静的に維持することができる。
【００４７】
本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら新規な実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれるとともに、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれる。例えば、各実施形態で説明した構成を同時に適用して、より確実に水の下部Ｄ／Ｗ６からの流出を防止できる構成とすることもできる。
【符号の説明】
【００４８】
１…炉心、２…  原子炉圧力容器（ＲＰＶ）、３…原子炉格納容器（ＰＣＶ）、４…原子炉建屋、５…上部ドライウェル（上部Ｄ／Ｗ）、６…下部ドライウェル（下部Ｄ／Ｗ）、７…ウェットウェル（Ｗ／Ｗ）、８…連通口、９…ベント管、１０…リターンライン、１１…サプレッションプール、１１ａ…真空破壊弁、１２…使用済燃料プール（ＳＦＰ）、１３…使用済燃料、１４…ＰＣＶヘッド、１５…ＲＰＶヘッド、１６…原子炉ウェル、１７…機器ピット、１８…下部Ｄ／Ｗ機器ハッチ（貫通口）、１９…補給水設備、２０…内扉、２１…外扉、２２…閉止装置、２３…セルフクロージングゲート（自重閉止ゲート）、２４…ベント管出口閉止装置、２５…閉状態固定装置、２６…圧縮空気タンク、２７…圧縮空気供給ライン、２８…圧縮空気供給弁、２９…原子炉水位計、３０…水源タンク、３１…重力注水ライン、３２…重力注水弁、３３…リターンライン。
【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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