(57)【要約】      （修正有）【課題】電力を用いることなく原子炉圧力容器内に冷却材を供給することができる除熱装置、および原子炉設備を提供する。【解決手段】除熱装置１０Ａは、原子炉圧力容器１１を収容した原子炉格納容器１２と、原子炉格納容器１２の内部に放出された蒸気を凝縮するプール水Ｗ１を収容した圧力抑制室１４とを備えた原子炉設備１０Ａに用いられる除熱装置であって、原子炉格納容器１２の内部の前記蒸気を供給可能に構成された蒸気供給管３２Ａと、プール水Ｗ１が供給されるノズル部、スロート部およびディフューザ部を備え、蒸気供給管３２Ａからの前記蒸気をノズル部にてスロート部に向けて供給し、ディフューザ部の下流側にプール水Ｗ１が吐出可能に構成された蒸気インジェクター３１Ａと、蒸気インジェクター３１Ａと原子炉圧力容器１１とを連結する水供給管３３と、を具備してなる。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉圧力容器を収容した原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器の内部に放出された蒸気を凝縮するプール水を収容した圧力抑制室とを備えた原子炉設備に用いられる除熱装置であって、
前記原子炉格納容器の内部の前記蒸気が供給可能に構成された蒸気供給管と、
前記プール水が供給されるノズル部、スロート部およびディフューザ部を備え、前記蒸気供給管からの前記蒸気を前記ノズル部にて前記スロート部に向けて供給し、前記ディフューザ部の下流側に前記プール水が吐出可能に構成された蒸気インジェクターと、
前記蒸気インジェクターと前記原子炉圧力容器とを連結する水供給管と、
を具備してなることを特徴とする、除熱装置。
【請求項２】
前記蒸気インジェクターの前記ノズル部が、前記圧力抑制室内の前記プール水中に設けられてなる、請求項１に記載の除熱装置。
【請求項３】
前記蒸気インジェクターが、前記圧力抑制室の外側に設けられ、
前記圧力抑制室の底部に連結され、前記圧力抑制室内の前記プール水を前記蒸気インジェクターに供給する導水管を具備してなる、請求項１に記載の除熱装置。
【請求項４】
複数の前記蒸気インジェクターと、
前記蒸気供給管から分岐し、前記蒸気供給管内の蒸気の一部を前記蒸気インジェクターのいずれかに供給する分岐蒸気供給管と、
前記蒸気インジェクターから排出されるプール水を前記水供給管に供給する水混合管と、をさらに具備してなる、請求項１〜３の何れか一項に記載の除熱装置。
【請求項５】
前記水供給管に設けられた補助蒸気インジェクターと、
前記原子炉圧力容器から前記補助蒸気インジェクターに前記原子炉圧力容器内の前記蒸気を供給する抽気管と、
を具備してなる、請求項１〜４の何れか一項に記載の除熱装置。
【請求項６】
冷却材が循環する冷却材循環通路と、
前記冷却材循環通路に設けられた、前記冷却材を冷却する冷却部と、
前記水供給管に設けられた、前記原子炉圧力容器に供給されるプール水と前記冷却材とを熱交換させ、前記プール水を冷却する熱交換部と、
を更に具備してなる、請求項１〜５の何れか一項に記載の除熱装置。
【請求項７】
原子炉圧力容器を収容する原子炉格納容器と、
前記原子炉格納容器から供給された蒸気の凝縮を行なうプール水を収容した圧力抑制室と、
請求項１〜６の何れか一つの除熱装置と、
を具備してなることを特徴とする、原子炉設備。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明の実施形態は、除熱装置、および原子炉設備に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子炉設備を備える原子力発電所において、原子炉圧力容器に接続している冷却材配管などが破断した場合、原子炉格納容器内に高温・高圧の原子炉一次冷却材（以下、「冷却材」という。）が放出される原子炉冷却材損失事故（以下、「ＬＯＣＡ」という。）が起こる可能性がある。
【０００３】
例えば、沸騰水型原子力発電所でＬＯＣＡが発生した場合、原子炉格納容器内のドライウェルに高温及び高圧の冷却材が放出されると、ドライウェル内の温度及び圧力が急激に上昇する。ＬＯＣＡ時に放射性物質が原子炉格納容器外に放出されることを防ぐため、原子力発電所は、原子炉格納容器の設計温度および設計圧力に到達する前にドライウェル内に放出された高温及び高圧の冷却材を、ベント管を通じて圧力抑制室内に放出し、サプレッションプール（以下、「圧力抑制室」という。）内にあるサプレッションプール水（以下、「プール水」という。）に吸収させることで、原子炉格納容器内の温度及び圧力を低減させる構造となっている。
【０００４】
また、ＬＯＣＡが起きた際、冷却材配管の破断によって冷却材が原子炉圧力容器に戻らず喪失すると、原子炉圧力容器内の水位が低下して炉心が露出し、炉心で発生する崩壊熱の冷却が不十分になり、炉心融解の可能性がある過酷事故(ＳＡ)が起こる可能性がある。そこで、原子力発電所では、万全の安全性を期すため、非常用炉心冷却系や格納容器冷却系およびそれらの熱を最終ヒートシンクへ移送する補機冷却系などが備えられ、原子炉圧力容器の破損を防止すると共に炉心で発生する崩壊熱を長期に亘って除去できるようになっている。非常用炉心冷却系として、例えば、プール水を水源とした非常用炉心冷却装置（以下、「ＥＣＣＳ」という。）などが備えられており、ＥＣＣＳが作動することで、原子炉圧力容器内に冷却水が注入され、炉心を冠水することで、炉心溶融を防いでいる。
【０００５】
万一、原子炉圧力容器の温度上昇に伴い、原子炉圧力容器が破損してしまった場合、炉心溶融物はドライウェル下部に落下し、原子炉圧力容器から外に出てプール水と直接接触すると、大量の水蒸気が発生する。そして、この水蒸気から生じた水素ガスの濃度上昇に伴い原子炉格納容器内の圧力上昇や水蒸気爆発が起こる可能性がある。このような場合には、除熱装置を用いて、原子炉格納容器内の除熱を行い、水素分圧を低減させたり、水蒸気を凝縮させることにより、原子炉格納容器内の圧力上昇及び水蒸気爆発などを防止し、原子炉の安全性を確保するようにしている。
【０００６】
従来の除熱装置では、例えば、水貯蔵タンク内の水が、圧力抑制室のプール水中に水没されているジェットポンプに供給されると、ジェットポンプにより、圧力抑制室の水は代替注水ポンプの吸込側に吸い込まれる。そして、代替注水ポンプの吸込側に供給された水は、冷却された後、原子炉圧力容器内に供給され、炉心および原子炉格納容器の冷却に用いられ、原子炉を冷温停止させることを可能としている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００７】
【特許文献１】特開２０１２−２３００５９号公報
【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、従来の除熱装置では、注水ポンプを稼働させるための動力が必要であるか、電力がなくなった場合の対応などは十分に考慮されていなかった。今後、原子炉の更なる安全性を確保する上で、電力が無くても原子炉内に冷却材を供給して、原子炉を有効に冷却できる除熱装置が要請されている。
【０００９】
そこで、本発明が解決しようとする課題は、電力を用いることなく原子炉圧力容器内にプール水を供給することができる除熱装置、および原子炉設備を提供することである。
【課題を解決するための手段】
【００１０】
一の実施形態による除熱装置は、原子炉圧力容器を収容した原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器の内部に放出された蒸気を凝縮するプール水を収容した圧力抑制室とを備えた原子炉設備に用いられる除熱装置であって、前記原子炉格納容器の内部の前記蒸気が供給可能に構成された蒸気供給管と、前記プール水が供給されるノズル部、スロート部およびディフューザ部を備え、前記蒸気供給管からの前記蒸気を前記ノズル部にて前記スロート部に向け供給し、前記ディフューザ部の下流側に前記プール水が吐出可能に構成された蒸気インジェクターと、前記蒸気インジェクターと前記原子炉圧力容器とを連結する水供給管と、を具備してなる。
【００１１】
別の実施形態による原子炉設備は、原子炉圧力容器を収容する原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器から供給された蒸気の凝縮を行なうプール水を収容した圧力抑制室と、上記の除熱装置と、を具備してなる。
【発明の効果】
【００１２】
本発明によれば、電力を用いることなくプール水を原子炉圧力容器内に供給することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１３】
【図１】第１の実施形態による除熱装置を適用した原子炉設備の構成を示す図である。
【図２】蒸気インジェクターの構成を示す図である。
【図３】第２の実施形態による除熱装置を適用した原子炉設備の構成を示す図である。
【図４】蒸気インジェクターの構成を示す図である。
【図５】第３の実施形態による除熱装置を適用した原子炉設備の構成を示す図である。
【図６】第４の実施形態による除熱装置を適用した原子炉設備の構成を示す図である。
【図７】補助蒸気インジェクターにおける蒸気と水との混合状態を示す説明図である。
【図８】第５の実施形態による除熱装置を適用した原子炉設備の構成を示す図である。
【発明を実施するための形態】
【００１４】
以下、本発明の実施形態について詳細に説明する。
【００１５】
（第１の実施形態）
第１の実施形態による除熱装置を適用した原子炉設備について、図面を参照して説明する。なお、以下の説明において、原子炉設備の高さ方向の一方を上または上方といい、原子炉設備の高さ方向の他方を下または下方という場合がある。
【００１６】
図１は、第１の実施形態による除熱装置を適用した原子炉設備の構成を示す図である。図１に示すように、原子炉設備１０Ａは、原子炉圧力容器１１、原子炉格納容器１２、ベント管１３、圧力抑制室１４、除熱装置１５Ａ、および熱交換器（熱交換部）１６を有する。
【００１７】
原子炉圧力容器１１は、炉心２１を内蔵し、原子炉格納容器１２内のドライウェル２２に収容されている。原子炉圧力容器１１には、主蒸気管２３が接続されている。主蒸気管２３は、原子炉圧力容器１１の外側に配置されている蒸気タービン（図示しない）に接続されている。原子炉圧力容器１１の内部で発生した水蒸気は、主蒸気管２３を通って、図示しない蒸気タービンに供給される。
【００１８】
原子炉格納容器１２内で主蒸気管２３の途中には主蒸気逃がし安全弁２４が設けられている。主蒸気逃がし安全弁２４の下流側には逃し安全弁放出管２５が連結され、逃し安全弁放出管２５の排出口が圧力抑制室１４内に設けられている。逃し安全弁放出管２５は、主蒸気逃がし安全弁２４からベント管１３内を通って、圧力抑制室１４内に連絡されている。
【００１９】
原子炉格納容器１２は、原子炉建屋内に設置されており、内部のドライウェル２２に原子炉圧力容器１１を収容している。
【００２０】
ベント管１３は、原子炉格納容器１２の下部の周方向に所定の間隔で複数接続され、原子炉格納容器１２と圧力抑制室１４とを連結している。原子炉格納容器１２と圧力抑制室１４とはベント管１３により連通されており、原子炉格納容器１２内に放出された蒸気は、ベント管１３により圧力抑制室１４内に供給される。
【００２１】
圧力抑制室１４は、原子炉格納容器１２の下部外周を同心円状に囲むように円環状に形成されている。圧力抑制室１４は、その内部にプール水Ｗ１を収容しており、原子炉格納容器１２からベント管１３を介して供給された蒸気の凝縮を行なっている。本実施形態では、主蒸気逃がし安全弁２４の開弁により、原子炉格納容器１２のドライウェル２２内へ放出された蒸気は、ベント管１３により圧力抑制室１４内のプール水Ｗ１中に供給されて冷却し凝縮される。なお、本実施形態では、ドライウェル２２内へ放出された蒸気は、蒸気のみに限定されるものではなく、蒸気と水の混合物、蒸気と他の添加物の混合物、または蒸気と水と添加物との混合物なども含まれるものとする。
【００２２】
除熱装置１５Ａは、原子炉圧力容器１１にプール水Ｗ１を供給して原子炉圧力容器１１を冷却するためのものであり、蒸気インジェクター３１Ａと、蒸気供給管３２Ａと、水供給管３３と、吐出弁３４とを有する。
【００２３】
蒸気インジェクター３１Ａは、圧力抑制室１４内のプール水Ｗ１中に水没された状態で設けられている。蒸気インジェクター３１Ａは、その給水口３１ａに蒸気供給管３２Ａの先端が一部挿入され、プール水Ｗ１を排出する吐出口３１ｂに水供給管３３が接続されている。
【００２４】
蒸気インジェクター３１Ａは、図２に示すように、ノズル部３５と、スロート部３８と、ディフューザ部３９とを備え、これらが上流側から順に直列に配置されてその流路を構成している。
【００２５】
ノズル部３５は、導入部３６と、混合部３７とで構成されている。導入部３６および混合部３７は、いずれも蒸気流の進行方向に向かって内部断面積が縮小する形状を有している。本実施形態では、導入部３６および混合部３７は、いずれも断面が円形であるが、矩形などの他の形状でもよい。
【００２６】
導入部３６は、ノズル状の蒸気導入部３６ａと、水導入部３６ｂとを有する。蒸気導入部３６ａは、蒸気供給管３２Ｂから供給された蒸気を導入する。水導入部３６ｂは、蒸気導入部３６ａの外周に形成され、圧力抑制室１４内のプール水Ｗ１を導入する。蒸気はノズル状の蒸気導入部３６ａによって噴流状となって蒸気インジェクター３１Ａ内に導入される。また、水導入部３６ｂから導入されたプール水Ｗ１は、蒸気導入部３６ａから導入された噴流状の蒸気と、蒸気の外周側から合流し、混合される。
【００２７】
混合部３７では、プール水Ｗ１と蒸気とを混合し、気液混合状態の流体が形成される。蒸気はプール水Ｗ１によって急激に冷却されて凝縮し、その体積が大幅に減少するため、蒸気インジェクター３１Ａ内には蒸気の凝縮に伴い空間が生じ、混合部３７の内部では負圧が生じる。これによって、蒸気の凝縮に伴い生じた空間に、プール水Ｗ１が蒸気インジェクター３１Ａの給水口３１ａから吸い込まれ、水導入部３６ｂを通って、蒸気インジェクター３１Ａ内に侵入する。また、混合部３７の内部に生じる負圧により、蒸気インジェクター３１Ａ内に導入される蒸気の流速が高まり、給水口３１ａから吸い込まれたプール水Ｗ１の流速も高まる。
【００２８】
スロート部３８は、混合部３７の出口側であってかつディフューザ部３９の入口側に形成されている。本実施形態では、スロート部３８は断面が円形であるが、断面が矩形などの他の形状でもよい。スロート部３８は混合部３７からディフューザ部３９にわたる部分で内部断面積が最も小さい部分である。そのため、プール水Ｗ１はスロート部３８を通過する際に流速が最も高くなる。
【００２９】
ディフューザ部３９は、スロート部３８からプール水Ｗ１の進行方向に向かって内部断面積が拡大する形状を有している。本実施形態では、ディフューザ部３９は断面円形であるが、断面が矩形などの他の形状でもよい。ディフューザ部３９の内部断面積は拡大しているため、プール水Ｗ１は流速が低くなるとともに圧力が高められる。その結果、ディフューザ部３９では、プール水Ｗ１は圧力が高められ、吐出口３１ｂからプール水Ｗ２として吐出される。
【００３０】
すなわち、本実施形態では、の蒸気インジェクター３１Ａは、ノズル部３５にて蒸気供給管３２Ｂからの蒸気をスロート部３８に向けて供給し、ノズル部３５からディフューザ部３９の下流側にプール水Ｗ１を吐出させることができるように構成されている。
【００３１】
蒸気供給管３２Ａは、原子炉格納容器１２に連通するベント管１３と蒸気インジェクター３１Ａとの間に設けられ、原子炉格納容器１２のドライウェル２２と蒸気インジェクター３１Ａとを接続している。ＬＯＣＡ等が発生した場合には、蒸気供給管３２Ａは、原子炉圧力容器１１の内部で発生した水蒸気を、原子炉格納容器１２内を経由して蒸気インジェクター３１Ａに供給可能に構成されている。蒸気供給管３２Ｂの蒸気導入部３６ａは、蒸気インジェクター３１Ａの軸方向に対する径方向が狭くなる導入部３６内に位置するように配置されている。
【００３２】
水供給管３３は、蒸気インジェクター３１Ａと原子炉圧力容器１１とを連結しており、蒸気インジェクター３１Ａのディフューザ部３９の吐出口３１ｂに連通している。吐出されたプール水Ｗ２は、蒸気インジェクター３１Ａから水供給管３３に吐出される。
【００３３】
なお、水供給管３３は、原子炉圧力容器１１に接続される他に、原子炉格納容器１２に接続され、原子炉格納容器１２内に水を供給するようにしてもよい。また、水供給管３３は、原子炉圧力容器１１に接続されているが、水供給管３３の下流側の一部は、給水系、高圧炉心スプレイ系、炉心スプレイ系、低圧注水系など原子炉につながる配管など他の系統の既設の冷却材供給管に接続してもよい。
【００３４】
吐出弁３４は、蒸気インジェクター３１Ａの吐出口３１ｂに設けられている。吐出弁３４は、通常、蒸気インジェクター３１Ａの吐出口３１ｂを閉じているが、原子炉の事故時などに、蒸気インジェクター３１Ａ内に供給される蒸気の吐出力が大きくなり、吐出口３１ｂから吐出されるプール水Ｗ２の圧力が上昇すると、吐出弁３４は開いて、蒸気インジェクター３１Ａからプール水Ｗ２が水供給管３３に供給される。なお、本実施形態では、吐出弁３４を設けているが、設けなくてもよい。
【００３５】
熱交換器１６は、水供給管３３の途中に設けられ、水供給管３３を流れるプール水Ｗ２を冷却する。熱交換器１６は、プール水Ｗ２を冷却できるものであればよく、例えば、エアフィンクーラー等が用いられる。エアフィンクーラーは、例えば、プール水Ｗ２を通水する熱交換器と、この熱交換器の外面に配設された複数の空冷用のフィンと、これら熱交換器と空冷フィンに空気を送風する送風機とを備えている。
【００３６】
次ぎに、除熱装置１５Ａの動作について説明する。まず、原子炉設備１０内で事故などが発生しておらず、通常運転が行われている場合には、原子炉圧力容器１１の内部で発生した水蒸気は、主蒸気管２３を通って、図示しない蒸気タービンに供給される。
【００３７】
一方、原子炉設備１０内でＬＯＣＡなど原子炉事故などが発生し、炉心２１の崩壊熱により原子炉圧力容器１１の圧力が上昇した場合、原子炉圧力容器１１内の蒸気は、主蒸気逃がし安全弁２４を開いて、原子炉格納容器１２内に放出させ、原子炉圧力容器１１内が減圧される。そして、原子炉格納容器１２内に放出された蒸気は、ベント管１３を通って圧力抑制室１４内のプール水Ｗ１に導入され、冷却されて凝縮される。
【００３８】
また、ベント管１３から蒸気供給管３２Ａに供給された蒸気は、図２に示すように、蒸気供給管３２Ａの蒸気導入部３６ａから噴出させ、蒸気インジェクター３１Ａに流入させる。蒸気導入部３６ａから噴出した蒸気は、蒸気導入部３６ａの外周に形成された水導入部３６ｂから流入されるプール水Ｗ１と混合される。このとき、蒸気は、プール水Ｗ１によって急激に冷却されて凝縮し、その体積が大幅に減少する。そのため、蒸気インジェクター３１Ａ内には蒸気の凝縮に伴い空間が生じ、混合部３７の内部では負圧が生じる。この蒸気の凝縮に伴い生じた空間に、プール水Ｗ１が蒸気インジェクター３１Ａの給水口３１ａから吸い込まれて、水導入部３６ｂから蒸気インジェクター３１Ａ内に侵入する。また、混合部３７の内部に生じる負圧により、蒸気インジェクター３１Ａ内に導入される蒸気の流速が高まり、給水口３１ａから吸い込まれたプール水Ｗ１の流速を高める。プール水Ｗ１は、スロート部３８を通過する際に流速が最も高くなる。ディフューザ部３９では、プール水Ｗ１は減速昇圧され、吐出口３１ｂからプール水Ｗ２として吐出される。このとき、プール水Ｗ２は、蒸気ノズル３１から流入した蒸気の圧力Ｐ１の数倍の圧力Ｐ２を有して、吐出口３１ｂから吐出される。
【００３９】
蒸気が蒸気インジェクター３１Ａに流入した段階では、プール水Ｗ２の吐出圧は低いため、吐出弁３４が蒸気インジェクター３１Ａの出口側を閉鎖しており、プール水Ｗ２は蒸気インジェクター３１Ａのプール水Ｗ１の流入方向から流出する。
【００４０】
プール水Ｗ２の吐出圧が増加すると、吐出弁３４が開き、プール水Ｗ２が吐出口３１ｂから水供給管３３に流れ始める。蒸気供給管３２Ａに供給される蒸気の圧力は高いため、蒸気が蒸気供給管３２Ａに供給されることにより、蒸気インジェクター３１Ａから排出されるプール水Ｗ２の吐出圧は、原子炉圧力容器１１の圧力と比較して十分高くできるため、原子炉圧力容器１１に冷却用としてプール水Ｗ２を注水する際の駆動源として利用することができる。
【００４１】
また、蒸気インジェクター３１Ａに供給されるプール水Ｗ１は、蒸気の凝縮により昇温されているため、蒸気インジェクター３１Ａから水供給管３３に排出したプール水Ｗ２は、熱交換器１６で冷却された後、原子炉圧力容器１１に供給され、炉水として原子炉圧力容器１１の冷却に使用される。
【００４２】
これにより、原子炉圧力容器１１内の水位を上昇させた炉水は、原子炉圧力容器１１内で蒸気となり、主蒸気逃がし安全弁２４から原子炉格納容器１２内に供給される。原子炉格納容器１２内に供給された蒸気は、再び、圧力抑制室１４に戻されて、除熱装置１５Ａから排出されて原子炉圧力容器１１に循環される。これにより、原子炉圧力容器１１の冷却用に用いられるプール水の閉鎖系ループが形成される。
【００４３】
このように、本実施形態によれば、除熱装置１５Ａは、上記のような構成を備えることにより、蒸気供給管３２Ａから蒸気インジェクター３１Ａに供給された蒸気の凝縮により蒸気インジェクター３１Ａ内に生じた空間に、圧力抑制室１４内のプール水Ｗ１が吸い込まれる吸引力を駆動源にして、プール水Ｗ２を水供給管３３に供給することができる。このため、除熱装置１５Ａは、電力を用いることなく原子炉圧力容器１１にプール水Ｗ２を供給することができる。これにより、原子炉格納容器１２内を冷却させ、原子炉を冷温停止させることができる。
【００４４】
（第２の実施形態）
第２の実施形態による除熱装置について、図面を参照して説明する。なお、上記実施形態と同様の機能を有する部材には、同一の符号を付して詳細な説明は省略する。図３は、第２の実施形態による除熱装置を適用した原子炉設備の構成を示す図である。図３に示すように、原子炉設備１０Ｂは、図１に示す第１の実施形態の除熱装置１５Ａの蒸気インジェクター３１Ａを圧力抑制室１４の外側に設けて、ベント管１３と蒸気インジェクター３１Ｂとを連結する蒸気供給管３２Ｂと、ベント管１３と蒸気インジェクター３１Ａとを連結する導水管４１とを設けたものである。すなわち、本実施形態による除熱装置１５Ｂは、蒸気インジェクター３１Ｂと、蒸気供給管３２Ｂと、導水管４１と、水供給管３３と、吐出弁３４とを有する。
【００４５】
蒸気インジェクター３１Ｂは、圧力抑制室１４の外側に配置されている。
【００４６】
蒸気供給管３２Ｂは、原子炉格納容器１２に連通するベント管１３と蒸気インジェクター３１Ｂとの間に設けられ、原子炉格納容器１２のドライウェル２２と蒸気インジェクター３１Ｂとを接続している。ＬＯＣＡ等が発生した場合には、蒸気供給管３２Ｂは、原子炉圧力容器１１の内部で発生した水蒸気を原子炉格納容器１２内を経由して蒸気インジェクター３１Ｂに供給可能に構成されている。
【００４７】
導水管４１は、圧力抑制室１４の底部に連結され、圧力抑制室１４内のプール水Ｗ１を蒸気インジェクター３１Ｂに供給する。導水管４１は、圧力抑制室１４の底部に接続されている。なお、導水管４１は、圧力抑制室１４の底部に限らず、プール水面より下方に圧力抑制室１４と接続され、プール水より低い場所に設けられていればよい。
【００４８】
図４は、本実施形態の蒸気インジェクター３１Ｂの構成を示す図である。図４に示すように、蒸気インジェクター３１Ｂは、図２に示す蒸気インジェクター３１Ａと同様、ノズル部３５と、スロート部３８と、ディフューザ部３９とを備えている。ノズル部３５を構成する導入部３６は、図２に示した蒸気インジェクター３１Ａと同様に、ノズル状の蒸気導入部３６ａと、水導入部３６ｂとを有する。水導入部３６ｂの上流側には導水管４１が接続され、導水管４１から水導入部３６ｂの内にプール水Ｗ１が供給されるように構成されている。
【００４９】
本実施形態では、原子炉設備１０Ｂ内でＬＯＣＡなど原子炉事故などが発生した場合、原子炉格納容器１２内に放出された蒸気は、図３に示すように、ベント管１３から蒸気供給管３２Ｂに供給される。蒸気供給管３２Ｂに供給された蒸気は、蒸気供給管３２Ｂの蒸気導入部３６ａから噴出して、蒸気インジェクター３１Ｂに流入される。また、蒸気供給管３２Ｂから蒸気インジェクター３１Ｂに蒸気が供給される際に、圧力抑制室１４内のプール水Ｗ１が導水管４１の水導入部４１ａから蒸気インジェクター３１Ｂに給水される。蒸気供給管３２Ｂの蒸気導入部３６ａから噴出した蒸気は、図４に示すように、導水管４１の先端の水導入部３６ｂから供給されたプール水Ｗ１と混合される。このとき、蒸気は、プール水Ｗ１によって急激に冷却されて凝縮し、その体積が大幅に減少する。そのため、蒸気インジェクター３１Ｂ内には蒸気の凝縮に伴い空間が生じ、混合部３７の内部では負圧が生じる。この蒸気の凝縮に伴い生じた空間に、導水管４１から供給されたプール水Ｗ１が吸い込まれ、蒸気インジェクター３１Ｂ内に侵入する。また、混合部３７の内部に生じる負圧により蒸気インジェクター３１Ａ内に導入される蒸気の流速が高まり、導水管４１から供給されたプール水Ｗ１の流速を高める。プール水Ｗ１は、スロート部３８を通過する際に流速が最も高くなる。ディフューザ部３９では、プール水Ｗ１は減速昇圧され、吐出口３１ｂからプール水Ｗ２として吐出され、水供給管３３に供給される。
【００５０】
蒸気が蒸気供給管３２Ｂに供給されることにより、蒸気インジェクター３１Ｂから排出されるプール水Ｗ２の吐出圧は、原子炉圧力容器１１の圧力と比較して十分高くなるため、原子炉圧力容器１１に冷却用としてプール水Ｗ２を注水する際の駆動源として利用できる。
【００５１】
よって、本実施形態によれば、蒸気インジェクター３１Ｂが圧力抑制室１４の外側に配置されていても、蒸気インジェクター３１Ｂ内に供給された蒸気の凝縮により蒸気インジェクター３１Ｂ内に生じた空間に、圧力抑制室１４内のプール水Ｗ１が吸い込まれる吸引力を駆動源にして、プール水Ｗ２を水供給管３３に供給することができる。このため、除熱装置１５Ｂは、電力を用いることなく原子炉圧力容器１１にプール水Ｗ２を供給することができる。
【００５２】
したがって、本実施形態は、圧力抑制室１４のプール水Ｗ１に蒸気インジェクター３１Ｂが水没できない状況においても、圧力抑制室１４のプール水Ｗ１を、電力を用いることなく原子炉圧力容器１１にプール水Ｗ２として供給することができる。また、本実施形態では、蒸気インジェクター３１Ｂを圧力抑制室１４の外側に配置して、蒸気やプール水Ｗ１の供給を行っているため、蒸気供給管３２Ｂや導水管４１など配管の配置の自由度を高めることができる。
【００５３】
なお、図１に示す第１実施形態においては、蒸気インジェクター３１Ａの全体が圧力抑制室１４内に配置される例を示し、本実施形態においては、蒸気インジェクター３１Ｂが圧力抑制室１４の外側に配置されている例を示したが、これ以外に例えば、蒸気インジェクターのノズル部３５の一部である導入部３６のみを圧力抑制室１４内に設け、その他の部分は圧力抑制室１４の外部に配置してもよい。
【００５４】
（第３の実施形態）
第３の実施形態による除熱装置について、図面を参照して説明する。なお、上記実施形態と同様の機能を有する部材には、同一の符号を付して詳細な説明は省略する。図５は、第３の実施形態による除熱装置を適用した原子炉設備の構成を示す図である。図５に示すように、原子炉設備１０Ｃは、図１に示す第１の実施形態の除熱装置１５Ａの蒸気インジェクター３１Ａ−１、３１Ａ−２を備え、蒸気供給管３２Ａから分岐し、蒸気インジェクター３１Ａ−２の供給口内に一部挿入された分岐蒸気供給管４３と、蒸気インジェクター３１Ａ−２の排出口と水供給管３３とを接続する水混合管４４とを備えている。なお、蒸気インジェクター３１Ａは２つに限定されず、３つ以上設けるようにしてもよく、分岐蒸気供給管４３の数は、蒸気インジェクター３１Ａの数に応じて２つ以上設けるようにしてもよい。
【００５５】
蒸気供給管３２Ａを流れる蒸気の一部は、分岐蒸気供給管４３に分離される。分岐蒸気供給管４３から分離した蒸気は、分岐蒸気供給管４３を通って、蒸気インジェクター３１Ａ−２に供給される。蒸気の一部が蒸気インジェクター３１Ａ−２に供給されることにより、圧力抑制室１４内のプール水が蒸気インジェクター３１Ａ−２内に吸い込まれ、水混合管４４に排出され、水供給管３３に供給される。
【００５６】
吐出時に吸い込まれる蒸気および水の界面の大きさに依存する。本実施形態では、分岐蒸気供給管４３を設け、分岐蒸気供給管４３から蒸気インジェクター３１Ａ−２に圧力抑制室１４内のプール水を吸い込ませることにより、蒸気インジェクター３１Ａ−１、３１Ａ−２に圧力抑制室１４内のプール水を同時に吸い込ませることができるため、圧力抑制室１４内に供給される蒸気とプール水との界面を増大させることができる。よって、本実施形態によれば、１つの圧力抑制室１４から排出されるプール水の流量を増大することができるため、原子炉圧力容器１１への注水量を上昇させることができる。これにより、さらに効率よく原子炉圧力容器１１にプール水を供給して循環させることができる。
【００５７】
（第４の実施形態）
第４の実施形態による除熱装置について、図面を参照して説明する。なお、上記実施形態と同様の機能を有する部材には、同一の符号を付して詳細な説明は省略する。図６は、第４の実施形態による除熱装置を適用した原子炉設備の構成を示す図である。図６に示すように、原子炉設備１０Ｄの除熱装置１５Ｄは、図１に示す第１の実施形態の除熱装置１５Ａに、補助蒸気インジェクター５１と、抽気管５２とを備える。
【００５８】
補助蒸気インジェクター５１は、水供給管３３に設けられている。補助蒸気インジェクター５１は、蒸気インジェクター３１Ａと同様の構成を有するものであるため、説明は省略する。
【００５９】
抽気管５２は、原子炉圧力容器１１と補助蒸気インジェクター５１とを連結し、原子炉圧力容器１１から補助蒸気インジェクター５１に蒸気を供給している。図７に示すように、水供給管３３からプール水Ｗ２が補助蒸気インジェクター５１に給水される。水供給管３３からプール水Ｗ２が補助蒸気インジェクター５１に給水される際、原子炉圧力容器１１から取り出された蒸気は、抽気管５２を介して補助蒸気インジェクター５１に供給される。補助蒸気インジェクター５１に供給された蒸気は、抽気管５２の先端から噴出して、補助蒸気インジェクター５１に流入される。抽気管５２のノズル先端から噴出した蒸気は、水供給管３３から供給されたプール水Ｗ２と混合される。このとき、蒸気は、プール水Ｗ２によって急激に冷却されて凝縮し、その体積が大幅に減少する。そのため、補助蒸気インジェクター５１内には蒸気の凝縮に伴い空間が生じ、混合部３７の内部では負圧が生じる。この蒸気の凝縮に伴い生じた空間に、プール水Ｗ２が吸い込まれる。また、混合部３７の内部に生じる負圧により補助蒸気インジェクター５１内に導入される蒸気の流速が高まり、水供給管３３から供給されたプール水Ｗ２の流速をさらに高める。そして、プール水Ｗ２は、スロート部３８を通過する際に流速が最も高くなり、ディフューザ部３９から吐出口３１ｂにかけて減速昇圧され、吐出口３１ｂからプール水Ｗ３として吐出される。プール水Ｗ３は、補助蒸気インジェクター５１に流入したプール水Ｗ２よりもさらに高圧となって、水供給管３３を通って、原子炉圧力容器１１に供給される。
【００６０】
よって、蒸気が抽気管５２に供給されることにより、抽気管５２から排出されるプール水Ｗ２の吐出圧はより高くなるため、原子炉圧力容器１１に冷却用としてプール水Ｗ２を注水する際の駆動源として利用することができる。
【００６１】
原子炉設備１０内でＬＯＣＡなど原子炉事故などにより、原子炉圧力容器１１内の圧力が高くなり、通常の圧力のプール水Ｗ２では原子炉圧力容器１１への注水できなくなる事態が生じる可能性がある。このような、原子炉圧力容器１１への注水ができない事態としては、例えば、蒸気が原子炉圧力容器１１から圧力抑制室１４に至るまでに圧力が低下した場合、または圧力抑制室１４から原子炉圧力容器１１にプール水Ｗ２を供給する流路で圧力が低下して、原子炉圧力容器１１に注水するための駆動力が足りない場合などがある。
【００６２】
本実施形態によれば、補助蒸気インジェクター５１で水供給管３３を流れるプール水Ｗ２の圧力が抽気管５２から供給された蒸気により上昇させることができるため、原子炉圧力容器１１により高圧のプール水Ｗ２を供給することができる。そのため、原子炉圧力容器１１内の圧力が高くなり、通常の圧力のプール水Ｗ２では注水できなくなった場合でも原子炉圧力容器１１内への注水が可能となり、さらに安定して、電力を用いることなく原子炉圧力容器１１にプール水を供給して循環させることができる。
【００６３】
（第５の実施形態）
第５の実施形態による除熱装置について、図面を参照して説明する。なお、上記実施形態と同様の機能を有する部材には、同一の符号を付して詳細な説明は省略する。図８は、第５の実施形態による除熱装置を適用した原子炉設備の構成を示す図である。図８に示すように、原子炉設備１０Ｅの除熱装置１５Ｅは、図１に示す第１の実施形態の除熱装置１５Ａに、冷却材循環通路６１と、補助熱交換器６２とを備える。
【００６４】
冷却材循環通路６１は、熱交換器１６内を通過するように設けられ、冷却材６３が循環している。冷却材６３は、プール水Ｗ２を冷却できるものであればよく、水などを用いてもよい。
【００６５】
補助熱交換器６２は、原子炉格納容器１２内の冷却材循環通路６１に設けられており、補助熱交換器６２内で冷却材６３とプール水Ｗ２とが間接的に熱交換されている。なお、補助熱交換器６２は原子炉格納容器１２内に設置される場合に限定されず、原子炉格納容器１２の外側に設けるようにしてもよい。
【００６６】
熱交換器１６で冷却された冷却材６３は、冷却材循環通路６１を通って補助熱交換器６２に送られ、補助熱交換器６２内で注水管３２を通るプール水Ｗ２と間接的に熱交換される。補助熱交換器６２で熱交換され、加温された冷却材６３は、冷却材循環通路６１を通って、熱交換器１６に送られ、再度冷却される。このように、冷却材６３は冷却材循環通路６１内を循環している。また、補助熱交換器６２内で冷却されたプール水Ｗ２は、原子炉圧力容器１１に送られる。
【００６７】
プール水Ｗ２は、原子炉圧力容器１１内でから放出された蒸気が凝縮されて生じた水であり、この蒸気は、炉心溶融物を水で冷却した際に水と炉心溶融物との反応により生じたものである。そのため、原子炉圧力容器１１内でから放出された蒸気には放射性物質が含まれ、汚染されている。一方、冷却材循環通路６１内を循環している冷却材６３は、補助熱交換器６２内でプール水Ｗ２と間接的に熱交換されているだけであるため、放射性物質などにより汚染されていない。
【００６８】
よって、本実施形態によれば、汚染されたプール水Ｗ２と、汚染されていない冷却材６３とを別々に循環させつつ、冷却されたプール水Ｗ２のみを原子炉圧力容器１１に供給することができるため、熱交換器１６などがプール水Ｗ２で汚染されることなく、より安全性の高い状態で連続して運転を行うことができる。
【００６９】
以上の通り、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、種々の組み合わせ、省略、置き換え、変更などを行うことが可能である。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。
【符号の説明】
【００７０】
１０Ａ〜１０Ｅ…原子炉設備、１１…原子炉圧力容器、１２…原子炉格納容器、１３…ベント管、１４…圧力抑制室、１５Ａ〜１５Ｅ…除熱装置、１６…熱交換器（熱交換部）、２１…炉心、２２…ドライウェル、２３…主蒸気管、２４…主蒸気逃がし安全弁、２５…逃し安全弁放出管、３１Ａ，３１Ａ−１，３１Ａ−２，３１Ｂ…蒸気インジェクター、３２Ａ，３２Ｂ…蒸気供給管、３３…水供給管、３４…吐出弁、３５…ノズル部、３６…導入部、３７…混合部、３８…スロート部、３９…ディフューザ部、４１…導水管、４３…分岐蒸気供給管、４４…水混合管、５１…補助蒸気インジェクター、５２…抽気管、６１…冷却材循環通路、６２…補助熱交換器、６３…冷却材、Ｗ１，Ｗ２…プール水。
【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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