(57)【要約】【課題】原子炉格納容器内にコアキャッチャを設置した際でもドレンサンプを用いた漏水検出を可能とする。【解決手段】実施形態によれば、原子炉設備は、原子炉格納容器内で原子炉圧力容器の下方に配置されて、炉心溶融事故時に炉心溶融物を保持するコアキャッチャ２１と、炉心溶融事故時にコアキャッチャ２１内の炉心溶融物を冷却する冷却水を供給する注水配管と、原子炉格納容器内でコアキャッチャ２１の下方に配置されて通常時に原子炉圧力容器から漏出した漏水を溜めるドレンサンプ２０と、原子炉格納容器内で原子炉圧力容器の下方でコアキャッチャ２１の上方を覆うように配置されて、上下方向に貫通するカバー貫通孔４３が形成されたコアキャッチャカバー２２と、原子炉格納容器内でカバー貫通孔４３とドレンサンプ２０とを連通する排水管４０と、を有する。【選択図】図２
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
炉心を収容する原子炉圧力容器と、
前記原子炉圧力容器を格納する原子炉格納容器と、
前記原子炉格納容器内で前記原子炉圧力容器の下方に配置されて炉心溶融事故時に炉心溶融物を保持するコアキャッチャと、
前記原子炉格納容器内で前記コアキャッチャの下方に配置されて通常時に前記原子炉圧力容器からの漏水を溜めるドレンサンプと、
前記原子炉圧力容器の下方で前記コアキャッチャの上方を覆うように配置されて上下方向に貫通するカバー貫通孔が形成されたコアキャッチャカバーと、
前記カバー貫通孔と前記ドレンサンプとを連通する排水管と、
を有することを特徴とする原子炉設備。
【請求項２】
前記排水管は、内管と、前記内管の外側を覆う被覆管と、を具備し、前記内管および前記被覆管の一方がセラミックス製であり、他方が金属製であること、を特徴とする請求項１または請求項２に記載の原子炉設備。
【請求項３】
前記排水管内に配置され、耐熱材からなる複数の障害部材をさらに有すること、を特徴とする請求項１または請求項２に記載の原子炉設備。
【請求項４】
前記排水管は、前記カバー貫通孔から前記ドレンサンプに至る途中に流路が縮小する縮流部を備えていること、を特徴とする請求項１ないし請求項３のいずれか一項に記載の原子炉設備。
【請求項５】
前記排水管には中性子吸収剤が含まれていること、を特徴とする請求項１ないし請求項４のいずれか一項に記載の原子炉設備。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
この発明の実施形態は、コアキャッチャとドレンサンプを備えた原子炉設備に関する。
【背景技術】
【０００２】
通常の水冷却型原子炉では、原子炉圧力容器内への給水の停止や、原子炉圧力容器に接続された配管の破断などにより冷却水が喪失すると、原子炉水位が低下し炉心が露出して冷却が不十分になる可能性がある。このような場合を想定して、水位低下の信号により自動的に原子炉は非常停止され、非常用炉心冷却装置（ＥＣＣＳ）による冷却材の注入によって炉心を冠水させて冷却し、炉心溶融事故を未然に防ぐようになっている。
【０００３】
しかしながら、極めて低い確率ではあるが、上記非常用炉心冷却装置が作動せず、かつ、その他の炉心への注水装置も利用できない事態も想定され得る。このような場合、原子炉水位の低下により炉心は露出し、十分な冷却が行われなくなり、原子炉停止後も発生し続ける崩壊熱によって燃料棒温度が上昇し、最終的には炉心溶融に至ることが考えられる。
【０００４】
このような事態に至った場合、高温の炉心溶融物が原子炉圧力容器下部に溶け落ち、さらに原子炉圧力容器底部を溶融貫通して、原子炉格納容器内の床上に落下するに至る。炉心溶融物は原子炉格納容器床に張られたコンクリートを加熱し、接触面が高温状態になるとコンクリートと反応し、二酸化炭素、水素等の非凝縮性ガスを大量に発生させるとともにコンクリートを溶融浸食する。発生した非凝縮性ガスは原子炉格納容器内の圧力を高め、原子炉格納容器を破損させる可能性があり、また、コンクリートの溶融浸食により原子炉格納容器のバウンダリを破損させたり、原子炉格納容器の構造強度を低下させたりする可能性がある。結果的に、炉心溶融物とコンクリートの反応が継続すると原子炉格納容器の破損に至り、原子炉格納容器内の放射性物質が外部環境へ放出する恐れがある。
【０００５】
ところで、通常運転時の原子炉圧力容器からの漏水（ドレン）を原子炉格納容器の底部に設けたドレンサンプに導いて、ドレンサンプ内の検出器によって漏水を検知することが行われている。このような原子炉設備で、ドレンサンプに炉心溶融物が侵入すると、炉心溶融物の体積に比して炉心溶融物の上面の面積が小さいため、仮に、注水配管で原子炉格納容器の下部に注水したとしても、炉心溶融物の温度が低下せず、ドレンサンプ底部の侵食が継続する恐れがある。
【０００６】
また、炉心溶融物が原子炉圧力容器の底部を突き破って落下する事象の進展を防止する対策として、原子炉格納容器下部にコアキャッチャを設置する場合がある。コアキャッチャは、原子炉圧力容器底部を溶融貫通して落下した炉心溶融物を受け止め、保持する機能を持つ。炉心溶融物から発生する崩壊熱は、コアキャッチャ内で受け止められた溶融炉心堆積物の上面からの水による冷却と、コアキャッチャ下部に設けられた冷却流路において、水と蒸気の密度差を駆動力として形成される水の自然循環により除熱される。
【０００７】
コアキャッチャは、事故時の落下物による破損を防ぐためのカバーを設けることが検討されている。しかし、前述の通り、原子炉格納容器下部にはドレンサンプが在る。コアキャッチャを設置した場合にも通常運転時はドレンサンプへと漏水が流出することが必要である。
【０００８】
コアキャッチャとドレンサンプの漏水検出機能とを共存させるためにコアキャッチャ上部に漏水検知床を設ける方法がある（特許文献１）。この構造であれば、コアキャッチャの上部で漏水を検知することが可能となる。なお、既設の原子炉においてコアキャッチャおよびコアキャッチャカバーを設けるためには、設置スペース確保のためにペデスタルコンクリートの一部を削る必要があると考えられる。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００９】
【特許文献１】特開２００９−１４５１３５号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１０】
公知技術として、漏水検査床を設けることで、ドレンサンプに要求される漏水検知機能を維持しながら、炉心溶融事故時に炉心溶融物をコアキャッチャにより冷却・保持する機能を有しているものがある。しかし、地震が発生した際の故障や床の破損による機能喪失、漏水検出実績が無いことによる信頼性の不足といった懸念がある。また、既設の原子炉では、原子炉格納容器下部のスペースが狭く干渉物が存在するため、コアキャッチャ上部に設置する床としては可能な限り薄く物量の少ないものが良い。
【００１１】
本発明の実施形態は、上記事情に鑑みてなされたものであって、その目的は、原子炉格納容器内にコアキャッチャを設置した際でもドレンサンプを用いた漏水検出を可能とすることにある。
【課題を解決するための手段】
【００１２】
実施形態に係る原子炉設備は、上記目的を達成するために、炉心を収容する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を格納する原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器内で前記原子炉圧力容器の下方に配置されて炉心溶融事故時に炉心溶融物を保持するコアキャッチャと、前記原子炉格納容器内で前記コアキャッチャの下方に配置されて通常時に前記原子炉圧力容器からの漏水を溜めるドレンサンプと、前記原子炉圧力容器の下方で前記コアキャッチャの上方を覆うように配置されて上下方向に貫通するカバー貫通孔が形成されたコアキャッチャカバーと、前記カバー貫通孔と前記ドレンサンプとを連通する排水管と、を有することを特徴とする。
【発明の効果】
【００１３】
本発明の実施形態によれば、原子炉格納容器内にコアキャッチャを設置した際でもドレンサンプを用いた漏水検出を行うことができる。
【図面の簡単な説明】
【００１４】
【図１】本発明の第１の実施形態に係る原子炉設備の全体立断面図である。
【図２】図１の原子炉設備の要部立断面図である。
【図３】図２の排水管の部分斜視図である。
【図４】本発明の第２の実施形態に係る原子炉設備の排水管を構成する部分排水管部材の斜視図である。
【図５】本発明の第３の実施形態に係る原子炉設備の排水管の部分断面斜視図である。
【図６】本発明の第４の実施形態に係る原子炉設備の排水管の部分断面斜視図である。
【発明を実施するための形態】
【００１５】
以下、本発明に係る原子炉設備の実施形態について、図面を参照して説明する。ここで、互いに同一または類似の部分には共通の符号を付して、重複説明は省略する。
【００１６】
［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設備の全体立断面図である。図２は、図１の原子炉設備の要部立断面図である。図３は、図２の排水管の部分斜視図である。
【００１７】
この実施形態に係る原子炉設備は、沸騰水型原子力発電所であって、原子炉圧力容器１０内に炉心１１が収容されている。原子炉圧力容器１０は原子炉格納容器１２内に配置されている。原子炉格納容器１２内空間は、原子炉圧力容器１０を収容するドライウェル１３と、圧力抑制プール１４を収容するウェットウェル１５を含む。ドライウェル１３と圧力抑制プール１４はベント管１６で連絡している。
【００１８】
原子炉圧力容器１０は、コンクリート製で上部が開放された円筒状のペデスタル１７によって支持されている。ペデスタル１７の底部はコンクリート製のペデスタル底部１８が形成されている。ドライウェル１３のうち、ペデスタル１７に囲まれて、原子炉圧力容器１０の下方、かつペデスタル底部１８の上方の空間をペデスタル空間１９と呼ぶ。ペデスタル１７の周りを囲んでウェットウェル１５が形成されている。
【００１９】
ペデスタル底部１８の一部は掘り込まれてドレンサンプ２０が形成されている。ドレンサンプ２０内には、図示しない漏水検出のための検出器が配置されている。
【００２０】
ペデスタル底部１８の上にコアキャッチャ２１が配置されている。コアキャッチャ２１の上面を覆うように、コアキャッチャカバー２２が配置されている。
【００２１】
事故時に原子炉格納容器１２の外側からコアキャッチャカバー２２の上方に冷却水を供給するための注水配管２３が設けられ、注水配管２３の途中でペデスタル空間１９内に注水弁２４が設けられている。
【００２２】
コアキャッチャ２１は、炉心溶融事故時に、原子炉圧力容器１０の底部を突き破って落下する炉心溶融物を保持し、冷却できる構造となっている。コアキャッチャ２１は、炉心溶融物の熱で溶融しない耐熱材で構成され、上方に向かって開口する炉心溶融物受け部３０と、炉心溶融物受け部３０の下方および外側に形成されて冷却水が流れる冷却水流路３１とを有する。炉心溶融物受け部３０の上面は中央が低く、外周に向かって高くなるように傾斜している。コアキャッチャ２１の外周壁３２は、ペデスタル１７の内周に沿って延びる円筒状である。
【００２３】
冷却水流路３１内の冷却水（水蒸気を含む）は、図２の矢印Ａに示すように、コアキャッチャ２１の外周壁３２に沿って外周部３３から下降し、その後にコアキャッチャ２１の底部３４に沿って底部中央３５に流れ、底部中央３５から上昇して、炉心溶融物受け部３０の傾斜面に沿ってその下を外側に向かいつつ上昇する。さらに、炉心溶融物受け部３０の外周に沿って上昇し、コアキャッチャ２１の上端まで上昇した後に、再度外周部３３を下降する。
【００２４】
コアキャッチャ２１の水平方向中央に上下方向に延びる排水管４０が配置されている。排水管４０の下端はペデスタル底部１８によって支持されている。コアキャッチャカバー２２は、水平に広がる円板状である。コアキャッチャカバー２２の荷重は、コアキャッチャ２１の外周壁３２の上端で支持されるとともに、排水管４０でもその一部が支持されている。
【００２５】
コアキャッチャカバー２２が排水管４０の上端と接する部分には、上下に延びるカバー貫通孔４３が形成され、カバー貫通孔４３の下端が排水管４０の上端に通じている。排水管４０はコアキャッチャ２１の水平方向中央を上下方向に貫通している。排水管４０の下端の近くで、側面に下端部流通孔４４が形成され、コアキャッチャ２１の底部の下方でドレンサンプ２０に達する底部流路４５が形成されている。すなわち、コアキャッチャカバー２２の上方からカバー貫通孔４３を経て、排水管４０を通り、さらに底部流路４５を経てドレンサンプ２０に至る排水経路が形成される。
【００２６】
排水管４０は、図３に示すように二重管構造であり、内管４１と、内管４１の外側に配置されて強度を補強する被覆管４２とからなる。内管４１は、たとえば、ＺｒＯ２やＡｌ２Ｏ３などの高融点セラミックスからなる。被覆管４２は、たとえば、ステンレス鋼や炭素鋼などの金属製である。排水管４０は、横断面形状が、円のほか、楕円や四角形などでもよい。内管４１内に流路４６が形成されている。
【００２７】
排水管４０の構造の他の例として、内管４１をステンレス鋼や炭素鋼などの金属製とし、被覆管４２を高融点セラミックス製としてもよい。さらに、排水管４０を二重管構造としなくても、耐熱性と構造強度が十分であれば、均質材料の配管としてもよい。
【００２８】
本実施形態の構成を用いれば、原子炉格納容器１２床に存在するペデスタル底部１８のコンクリート内にドレンサンプ２０が存在する原子炉にコアキャッチャ２１を設置する場合でも、既存の原子炉と同様に、通常運転時に、漏水をドレンサンプ２０へ排出することができる。また、排水管４０の内径を適切に設計することで、過酷事故時に炉心溶融物が浸入してきた際に排水管４０内の流路４６内を流れる過程で炉心溶融物を固化させることができる。また、排水管４０をＺｒＯ２で製作した際は、過酷事故時に高温の炉心溶融物に直接接触しても容易に浸食されないため、排水管４０が破損して破損部から炉心溶融物が流入し、ドレンサンプ２０へ排出されることを防ぐ効果を持つ。さらに、排水管４０を支柱として用いることで、コアキャッチャ２１およびコアキャッチャカバー２２の構造強度を増加させることができる。
【００２９】
図２に示すように、炉心溶融物受け部３０の上面とコアキャッチャカバー２２の下面の間に、複数の支柱７０が配置されている。支柱７０は、炉心溶融事故時に炉心溶融物の熱によって溶融しない耐熱材からなる。支柱７０はコアキャッチャカバー２２の荷重の一部を支持し、その荷重を炉心溶融物受け部３０に伝える。これにより、コアキャッチャカバー２２がさらに確実に支持される。
【００３０】
なお、排水管４０に、中性子吸収剤（図示せず）を塗布したり、または排水管４０の内管４１または被覆管４２に中性子吸収剤を混入させたりしてもよい。これにより、炉心溶融物がコアキャッチャ２１に保持された後に、発生が懸念される核燃料成分の再臨界を防止する効果が得られる。
【００３１】
なお、図１および図２に示す例では、コアキャッチャ２１の水平方向ほぼ中央に排水管４０を配置するものとしたが、排水管４０をコアキャッチャ２１の外周近くに配置してもよい。
【００３２】
［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設備の排水管を構成する部分排水管部材の斜視図である。
【００３３】
この第２の実施形態では、排水管４０（図２参照）は、長手方向に分割された複数の部分排水管部材５０が互いに連結されて構成されている。その他の構成は第１の実施形態と同様である。
【００３４】
図４に示すように、部分排水管部材５０の軸方向の第１の端部（上端）に雄ネジ５１が形成され、第１の端部の反対側の第２の端部（下端）に雌ネジ５２が形成されている。複数の部分排水管部材５０の雄ネジ５１と雌ネジ５２を互いにねじ込むことにより、第１の実施形態の排水管４０と同様の排水管４０が形成される。各部分排水管部材５０は、第１の実施形態における排水管４０と同様の二重管構造であってもよい。
【００３５】
この実施形態の変形例として、雄ネジ５１と雌ネジ５２を互いにねじ込む構造に代えて、凸部と凹部とを互いにはめ合わせる構造も可能である。すなわち、部分排水管部材５０の軸方向の第１の端部で軸方向に突出する凸部を設け、部分排水管部材５０の軸方向の第２の端部で軸方向にくぼんだ凹部を設けて、これらの凸部と凹部とを互いにはめ合わせればよい。
【００３６】
また、部分排水管部材５０として、図４に示す直管構造のほか、エルボ型やＴ字型の部分排水管部材（図示せず）を用いることもでき、それにより、排水管４０として、分岐部、合流部、曲がり部など種々の構造を実現できる。
【００３７】
本実施形態の構成を用いれば、第１の実施形態と同様に、通常運転時には漏水をドレンサンプ２０へと排出し、過酷事故時には溶融炉心のドレンサンプ２０への流入を阻止することが可能であり、しかも、今まで通りドレンサンプ２０に漏水検出機能を持たせることが可能となる。
【００３８】
また、既設の原子炉などの搬入スペースが限られる場合であっても、排水管４０を構成する部品を、排水管４０設置位置に容易に人力で搬入することができる。これにより、現地での工事期間を短縮することができる。また、一部にＬ字型の部分排水管部材を使用することで干渉物を避けることや、エルボ型の部分排水管部材を用いることにより、適切な接続先へと排水管４０を導き接続することができる。また、Ｔ字型の部分排水管部材を使用して他の部分排水管部材と接続した場合は、構造強度を高める効果もある。
【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設備の排水管の部分断面斜視図である。この実施形態は第１の実施形態の変形であって、排水管４０の流路４６内の途中に耐熱材からなる網６０が固定されている。また、排水管４０の流路４６内の上端から網６０までの間に、耐熱材からなる複数の障害部材６１が配置されている。障害部材６１は、たとえば砂利であって、網６０を通過しない程度の大きさである。網６０および障害部材６１は、炉心溶融事故時に炉心溶融物に接したときに炉心溶融物の熱によって溶融しない程度の耐熱性を持つ。
【００４０】
本実施形態の構成によれば、過酷事故時に排水管４０の流路４６入口から炉心溶融物が浸入した場合に、圧力損失が大きい流路構造であるために、炉心溶融物の進出速度が遅くなり、炉心溶融物が固化するまでに要する距離を短くする効果を持つ。特に、排水管４０の流路４６上部入口から炉心溶融物が浸入した場合の固化距離を短くできるため、ドレンサンプ２０へ炉心溶融物が流出するリスクを低減させる効果が得られる。
【００４１】
［第４の実施形態］
図６は、本発明の第４の実施形態に係る原子炉設備の排水管の部分断面斜視図である。この実施形態は第１の実施形態の変形であって、排水管４０の下部に縮流部６５が形成されている。縮流部６５の流路は、縮流部６５より上方の流路４６よりも流路面積が小さくなっていて、縮流部６５の上端で流路面積が急に縮小している。この縮流部６５は、図２に示すコアキャッチャ２１の底部中央３５内に位置する。
【００４２】
なお、縮流部６５の内面に、内側の流路に向かって突出するたとえば金属製のリブ（図示せず）を嵌め込んだ構造としてもよい。このリブによって縮流部６５での冷却が促進される。
【００４３】
この実施形態によれば、過酷事故時に、排水管４０内の流路４６内を炉心溶融物が縮流部６５まで流入した場合に、ここでの圧力損失が大きいために、浸入速度を低下させることができる。また、炉心溶融事故時には底部中央３５（図２）に冷却水が存在するため、縮流部６５に浸入してきた炉心溶融物に対する除熱性能が高まり、炉心溶融物が固化するまでに要する距離を短くする効果を持つ。さらに、縮流部６５の周囲に金属リブなどの伝熱促進構造物を設けることで冷却効果を高め、炉心溶融物の固化距離を短くすることができる。これにより、炉心溶融物がドレンサンプ２０へ流れ込むリスクを低減させる効果が得られる。
【００４４】
［他の実施形態］
上記の各実施形態の特徴を種々に組み合わせることもできる。たとえば、第２の実施形態として説明した複数の部分排水管部材５０を長手方向に互いに接合する構造は、第３または第４の実施形態の構成でも採用できる。また、排水管４０の構造として、上流側は第３の実施形態の構造とし、下流側は第４の実施形態の構造としてもよい。
【００４５】
以上、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同様に、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ものである。
【符号の説明】
【００４６】
１０…原子炉圧力容器、１１…炉心、１２…原子炉格納容器、１３…ドライウェル、１４…圧力抑制プール、１５…ウェットウェル、１６…ベント管、１７…ペデスタル、１８…ペデスタル底部、１９…ペデスタル空間、２０…ドレンサンプ、２１…コアキャッチャ、２２…コアキャッチャカバー、２３…注水配管、２４…注水弁、３０…炉心溶融物受け部、３１…冷却水流路、３２…外周壁、３３…外周部、３４…底部、３５…底部中央、４０…排水管、４１…内管、４２…被覆管、４３…カバー貫通孔、４４…下端部流通孔、４５…底部流路、４６…流路、５０…部分排水管部材、５１…雄ネジ、５２…雌ネジ、６０…網、６１…障害部材、６５…縮流部、７０…支柱
【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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