(57)【要約】【課題】電源を喪失しても原子炉の崩壊熱を除去でき、且つ、既存設備に適用することが容易な原子炉の冷却装置の提供。【解決手段】原子炉圧力容器１を収容するドライウェル４と連通し、内部にプールが形成されるサプレッションチェンバ５と、サプレッションチェンバ５を収容する原子炉建屋３と、を有する原子炉の冷却装置１０であって、内部に収容した作動流体を蒸発させる蒸発部１１ａと、蒸発部１１ａで蒸発した作動流体を凝縮させる凝縮部１１ｂと、を備えるヒートパイプ１１を有し、蒸発部１１ａは、サプレッションチェンバ５の周囲に配置され、凝縮部１１ｂは、原子炉建屋３の外に配置されている。【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するドライウェルと連通し、内部にプールが形成されるサプレッションチェンバと、前記サプレッションチェンバを収容する原子炉建屋と、を有する原子炉の冷却装置であって、
内部に収容した作動流体を蒸発させる蒸発部と、前記蒸発部で蒸発した作動流体を凝縮させる凝縮部と、を備えるヒートパイプを有し、
前記蒸発部は、前記サプレッションチェンバの周囲に配置され、
前記凝縮部は、前記原子炉建屋の外に配置されている、原子炉の冷却装置。
【請求項２】
前記サプレッションチェンバの周囲に取り付けられ、前記蒸発部が挿入される挿入孔を備える外部リングを有する、請求項１に記載の原子炉の冷却装置。
【請求項３】
前記挿入孔は、重力方向に傾いている、請求項２に記載の原子炉の冷却装置。
【請求項４】
前記外部リングは、複数の分割片を環状に組み合わせて形成されている、請求項２または３に記載の原子炉の冷却装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉の冷却装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
従来から、下記特許文献１に記載された原子炉の冷却装置が知られている。原子炉では、外部電源または非常用電源から供給される電力により電動ポンプを駆動して原子炉内の炉心に冷却水を供給し、この冷却水によって炉心に装荷されている燃料棒を冷却して燃料棒に含まれる核燃料物質の崩壊熱を除去している。しかしながら、津波等の自然災害によって外部電源および非常用電源が長時間利用できない場合でも、上記崩壊熱は発生し続けるため、炉心内の燃料棒の冷却は継続して行わなければならない。
【０００３】
下記特許文献１に記載された原子炉の冷却装置は、原子圧力容器の外側で前記原子炉圧力容器を取り囲む原子炉格納容器の内側で前記原子炉圧力容器内の炉心の上端よりも上方に配置されて凝縮水を蓄える耐圧容器、及び前記耐圧容器と前記原子炉圧力容器を接続して前記凝縮水を導く第１配管を有する凝縮水注入装置と、前記耐圧容器よりも上方に配置されて前記原子炉圧力容器から供給される蒸気を凝縮するヒートパイプが内部に設けられ、前記蒸気の凝縮により生成された前記凝縮水を導く第２配管によって前記耐圧容器に接続される熱交換器とを備える。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００４】
【特許文献１】特開２０１２−２３３７１１号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
上記従来技術によれば、電動ポンプを使用することなく原子炉圧力容器内の冷却水を直接冷却することができるため、外部電源および非常用電源が長時間利用できない場合においても、原子炉の冷却を継続することができる。
しかしながら、上記従来技術は、原子炉格納容器の内部に耐圧容器や熱交換器を配置する必要があり、既存設備に適用することが困難である、という課題がある。
【０００６】
本発明は、上記課題に鑑みてなされたものであり、電源を喪失しても原子炉の崩壊熱を除去でき、且つ、既存設備に適用することが容易な原子炉の冷却装置の提供を目的とする。
【課題を解決するための手段】
【０００７】
（１）本発明の一態様に係る原子炉の冷却装置は、原子炉圧力容器を収容するドライウェルと連通し、内部にプールが形成されるサプレッションチェンバと、前記サプレッションチェンバを収容する原子炉建屋と、を有する原子炉の冷却装置であって、内部に収容した作動流体を蒸発させる蒸発部と、前記蒸発部で蒸発した作動流体を凝縮させる凝縮部と、を備えるヒートパイプを有し、前記蒸発部は、前記サプレッションチェンバの周囲に配置され、前記凝縮部は、前記原子炉建屋の外に配置されている。
【０００８】
（２）上記（１）に記載された原子炉の冷却装置であって、前記サプレッションチェンバの周囲に取り付けられ、前記蒸発部が挿入される挿入孔を備える外部リングを有してもよい。
（３）上記（２）に記載された原子炉の冷却装置であって、前記挿入孔は、重力方向に傾いていてもよい。
（４）上記（２）または（３）に記載された原子炉の冷却装置であって、前記外部リングは、複数の分割片を環状に組み合わせて形成されていてもよい。
【発明の効果】
【０００９】
上記本発明の態様によれば、電源を喪失しても原子炉の崩壊熱を除去でき、且つ、既存設備に適用することが容易な原子炉の冷却装置を提供できる。
【図面の簡単な説明】
【００１０】
【図１】一実施形態に係る原子炉の概略構成を示す断面図である。
【図２】一実施形態に係る冷却装置が備える外部リングを示す断面図である。
【図３】図２における外部リングの分割片の一つを示す矢視Ａ図である。
【図４】一実施形態の変形例に係る原子炉の概略構成を示す断面図である。
【発明を実施するための形態】
【００１１】
以下、本発明の一実施形態に係る原子炉の冷却装置を、図面を参照しながら説明する。図面において、説明の便宜上、いくつかの部分が拡大され又は省略されているが、図面に表されている各構成要素の寸法比率などが実際と同じであるとは限らない。
【００１２】
図１は、一実施形態に係る原子炉の概略構成を示す断面図である。
図１に示す原子炉は、沸騰水型原子炉の１つであるＭＡＲＫ−Ｉ型の沸騰水型原子炉である。この原子炉は、原子炉圧力容器１（ＲＰＶ）と、この原子炉圧力容器１を囲繞して設けられた鋼製の原子炉格納容器２（ＰＣＶ）と、を備える。
【００１３】
原子炉格納容器２は、原子炉圧力容器１を一次格納するものであり、冷却材喪失時等に圧力障壁および放射性物質の放散に対する障壁を形成する。原子炉格納容器２は、その基部が原子炉建屋基礎で支持される鋼製自立型格納容器である。
【００１４】
原子炉格納容器２は、放射能遮蔽体としてのコンクリート製の原子炉建屋３（Ｒ／Ｂ）内に設けられている。原子炉格納容器２の周囲は、原子炉建屋３の一部をなす生体遮蔽壁３ａにて厚く覆われており、この生体遮蔽壁３ａにより放射能汚染領域とクリーン領域とが隔離されている。原子炉格納容器２は、ドライウェル４（Ｄ／Ｗ）と、サプレッションチェンバ５（Ｓ／Ｃ）と、ベント管６とからなる圧力抑制系を備える。
【００１５】
サプレッションチェンバ５は、原子炉格納容器２の下部に円環状（ドーナツ状）に配設された鋼管からなる。サプレッションチェンバ５の鋼管は、直径が約８ｍ程度ある。サプレッションチェンバ５は、複数のベント管６を介して原子炉格納容器２のドライウェル４に連通している。
ベント管６は、直径が約２ｍ程度の鋼管からなる。ベント管６は、ドライウェル４の空間とサプレッションチェンバ５の水中とを接続するものである。
【００１６】
ベント管６は、ベントヘッダ７と、ダウンカマー８とを有する。ベントヘッダ７は、サプレッションチェンバ５内で円環状に設けられ、複数のベント管６に接続されている。ダウンカマー８は、ベントヘッダ７より分岐してサプレッションチェンバ５のプール水Ｐの中に開口するように設けられている。このダウンカマー８は、隣り合うベント管６の間において複数設けられている。
【００１７】
原子炉建屋３内の地下には、原子炉格納容器２の下部周囲に位置して、その内部にサプレッションチェンバ５が収容されたトーラス室９が円環状に設けられている。トーラス室９は、例えば高さ８ｍ×横幅８ｍ程度の空間断面積を有し、原子炉格納容器２の周囲に直径３０ｍ〜４０ｍのトーラス形状の空間を形成している。トーラス室９は、放射能遮蔽体としてのコンクリート製の原子炉建屋３の一部をなす地下構造物として形成される。
【００１８】
上記構成の原子炉は、電源が喪失した非常時でも原子炉の崩壊熱を継続して除去することができる冷却装置１０（原子炉の冷却装置）を備える。この冷却装置１０は、サプレッションチェンバ５が受けた熱を原子炉建屋３の外に逃がすヒートパイプ１１と、原子炉建屋３の外に導出されたヒートパイプ１１に向けて風を送る冷却ファン１２と、を有する。
【００１９】
ヒートパイプ１１は、中空のパイプと、パイプに収容された作動流体と、を備えている。パイプは、両端が閉塞された密閉構造とされており、内部に作動流体が入れられている。パイプの材料は、作動流体の種類や使用温度等の条件によって、公知の金属材料から適宜に選択することができる。特に、銅やアルミなどの熱伝導率の高い金属材料を用いる場合、高い熱輸送性および高い熱拡散性が得られる。
【００２０】
ヒートパイプ１１の一端は、内部の作動流体を蒸発させる蒸発部１１ａとなっている。蒸発部１１ａは、トーラス室９の内部で、サプレッションチェンバ５の周囲に配置されている。また、ヒートパイプ１１の他端は、蒸発部１１ａで蒸発した作動流体を凝縮させる凝縮部１１ｂとなっている。凝縮部１１ｂは、原子炉建屋３の外に配置されている。凝縮部１１ｂは、蒸発部１１ａよりも高い位置に配置されている。
【００２１】
凝縮部１１ｂを蒸発部１１ａよりも高い位置に配置することで、凝縮した作動流体を重力によって蒸発部１１ａに還流することができる。なお、ヒートパイプ１１には、サーモサイホン式や、パイプの内壁にウィックを取り付け、表面張力による毛管作用により、凝縮した作動流体を蒸発部１１ａに還流するウィック式等を採用してもよい。
【００２２】
図２は、一実施形態に係る冷却装置１０が備える外部リング２０を示す断面図である。図３は、図２における外部リング２０の分割片２１の一つを示す矢視Ａ図である。
外部リング２０は、図２に示すように、サプレッションチェンバ５の周囲に取り付けられ、ヒートパイプ１１の蒸発部１１ａが挿入される挿入孔２０ａを備える。
【００２３】
外部リング２０は、アルミ合金や鋳鉄の鋳物からなる複数の分割片２１を環状に組み合わせて形成されている。図２に示す外部リング２０は、３つの分割片２１がボルト２２及びナット２３を介して分割可能に環状に組み合わされている。分割片２１は、円弧形状の本体部３０と、本体部３０の周縁の端面に接合されたフランジ部３１，３２（図３参照）と、を有する。
【００２４】
本体部３０は、図２に示すように、サプレッションチェンバ５の板厚と略同じ約０．１ｍ程度の板厚を有する。この本体部３０の板厚の中心部には、直径約０．０５ｍ程度の挿入孔２０ａが形成されている。挿入孔２０ａは、本体部３０の周方向において等間隔に複数形成されている。挿入孔２０ａは、図３に示すように、本体部３０の円弧形状の軸心方向（長手方向、図３において紙面左右方向）に延在すると共に、重力方向に傾いている。挿入孔２０ａの傾きαは、例えば、水平面に対して約５°程度である。
【００２５】
挿入孔２０ａは、略Ｌ字状に屈曲し、本体部３０の外周面３０ａに開口している。この挿入孔２０ａに挿入するヒートパイプ１１は、可撓性を有するフレキシブルヒートパイプが好ましい。ヒートパイプ１１の一端を本体部３０の挿入孔２０ａに挿入することで、蒸発部１１ａをサプレッションチェンバ５の周囲に配置することができる。また、複数の挿入孔２０ａのそれぞれには、１本ずつヒートパイプ１１が挿入される。
【００２６】
フランジ部３１は、本体部３０の周方向の端面３０ｂ１，３０ｂ２のそれぞれに接合されている。フランジ部３１は、長方形の板形状を有する。フランジ部３１には、ボルト２２が挿通される貫通孔３１ａが長手方向に間隔をあけて複数形成されている。図２に示すように、周方向で隣り合う分割片２１のフランジ部３１をボルト２２及びナット２３で連結し、複数の分割片２１を環状に組み合わせることで、円筒型の１ユニットを形成することができる。
【００２７】
フランジ部３２は、図３に示すように、本体部３０の軸心方向の端面３０ｃ１，３０ｃ２のそれぞれに接合されている。フランジ部３２は、扇形（円弧形）の板形状を有する。フランジ部３２には、貫通孔３２ａが周方向に間隔をあけて複数形成されている。貫通孔３２ａには、サプレッションチェンバ５のドーナツ形状に沿って上述した円筒型の１ユニット同士を連結させる図示しないボルトが挿通され、ナットによって締結される。これにより、外部リング２０は、サプレッションチェンバ５の略全領域を囲うことができる。
【００２８】
外部リング２０に挿入された複数のヒートパイプ１１のそれぞれは、図１に示すように、原子炉建屋３の外まで延設される。なお、ヒートパイプ１１は、所定の本数毎に束ねて、原子炉建屋３の外まで延設してもよい。原子炉建屋の外に配置されたヒートパイプ１１の凝縮部１１ｂには、放熱フィン１１ｂ１が設けられている。放熱フィン１１ｂ１は、銅やアルミなどの熱伝導率の高い金属材料から形成されており、凝縮部１１ｂにおける外気との熱交換を促進させる。放熱フィン１１ｂ１には、冷却ファン１２から風が送られる。
【００２９】
次に、上記構成の冷却装置１０の作用について説明する。以下の説明では、津波等の自然災害によって外部電源および非常用電源が長時間利用できない場合を想定する。
【００３０】
自然災害によってシステムに異常が発生した場合、燃料制御棒が原子炉圧力容器１内の燃料棒の周囲に挿入され、核分裂反応が抑制される。燃料制御棒が挿入されると、燃料棒の核分裂に伴う巨大な発熱は制限されるが、７％程度の崩壊熱が発生する。この崩壊熱は、徐々に減衰していくがゼロにはならず、長時間継続する。電源が喪失していた場合、原子炉圧力容器１を冷却する非常冷却用のポンプ（ＲＣＷ、不図示）を駆動することはできない。このような電源が喪失した場合においても、燃料棒の崩壊熱を継続して除去する必要がある。
【００３１】
本実施形態の冷却装置１０は、図１に示すように、サプレッションチェンバ５の周囲にヒートパイプ１１の蒸発部１１ａ（一端）を配置し、ヒートパイプ１１の凝縮部１１ｂ（他端）を原子炉建屋３の外で空冷する構成となっている。すなわち、サプレッションチェンバ５のプール水Ｐは、燃料棒の崩壊熱を吸収して温度上昇するため、ヒートパイプ１１を介してサプレッションチェンバ５を冷却することで、燃料棒を間接的に冷却することができる。また、冷却水の投入によって、ドライウェル４とサプレッションチェンバ５が冠水している場合においては、サプレッションチェンバ５を介して燃料棒をより効果的に冷却することができる。
【００３２】
ヒートパイプ１１の蒸発部１１ａは、サプレッションチェンバ５と熱的に接触している。プール水Ｐが吸収した熱は、ヒートパイプ１１の蒸発部１１ａにおいて、液相の作動流体が蒸発して気相の作動流体に転移することより回収される。気相の作動流体は、ヒートパイプ１１の凝縮部１１ｂに向かって中空パイプの空間を流通し凝縮されて、液相の作動流体に戻る。このように、ヒートパイプ１１は、作動流体の液相／気相間の相転移を繰り返し利用して、蒸発部１１ａで回収した熱を凝縮部１１ｂに繰り返し輸送する。
【００３３】
このように、ヒートパイプ１１は、非常冷却用のポンプを駆動する電源システムとは独立して、プール水Ｐの温度上昇に応じて自動的に作動するため、電源を喪失しても燃料棒の崩壊熱を継続して除去することができる。また、このようなヒートパイプ１１の蒸発部１１ａをサプレッションチェンバ５の周囲に配置する構成であれば、既設設備（ドライウェル４、サプレッションチェンバ５、ベント管６からなる圧力抑制系等）に変更を加えることなく設置が容易である。
【００３４】
本実施形態では、図２に示すように、サプレッションチェンバ５の周囲に外部リング２０を取り付け、外部リング２０の挿入孔２０ａにヒートパイプ１１の蒸発部１１ａを挿入している。この構成によれば、既設設備のサプレッションチェンバ５の周囲に外部リング２０を取り付けるだけで、サプレッションチェンバ５の周囲にヒートパイプ１１の蒸発部１１ａを所定の間隔で配置することができる。また、図３に示すように、挿入孔２０ａは、重力方向に傾いているため、蒸発部１１ａの傾斜配置も容易である。さらに、外部リング２０は、複数の分割片２１に分割可能であり、トーラス室９への搬入やヒートパイプ１１の部分的な交換等も容易である。
【００３５】
また、本実施形態では、図１に示すように、ヒートパイプ１１の凝縮部１１ｂに、放熱フィン１１ｂ１が設けられている。放熱フィン１１ｂ１は、凝縮部１１ｂの放熱面積を増大させる。また、冷却ファン１２は、放熱フィン１１ｂ１に向けて風を送ることで、凝縮部１１ｂにおける作動流体の凝縮を促進させる。この構成によれば、燃料棒の崩壊熱を効率よく除去することができる。
【００３６】
このように、上述した本実施形態によれば、原子炉圧力容器１を収容するドライウェル４と連通し、内部にプールが形成されるサプレッションチェンバ５と、サプレッションチェンバ５を収容する原子炉建屋３と、を有する原子炉の冷却装置１０であって、内部に収容した作動流体を蒸発させる蒸発部１１ａと、蒸発部１１ａで蒸発した作動流体を凝縮させる凝縮部１１ｂと、を備えるヒートパイプ１１を有し、蒸発部１１ａは、サプレッションチェンバ５の周囲に配置され、凝縮部１１ｂは、原子炉建屋３の外に配置されている、という構成を採用することによって、電源を喪失しても原子炉の崩壊熱を除去でき、且つ、既存設備に容易に適用することができる。
【００３７】
（変形例）
次に、一実施形態における変形例について説明する。以下の説明において、上述の実施形態と同一又は同等の構成については同一の符号を付し、その説明を簡略若しくは省略する。
【００３８】
図４は、一実施形態の変形例に係る原子炉の概略構成を示す断面図である。
図４に示す原子炉は、ＭＡＲＫ−Ｉ型の沸騰水型原子炉の改良型であるＭＡＲＫ−ＩＩ型の沸騰水型原子炉である。この原子炉は、原子炉圧力容器１を囲繞して設けられた略三角フラスコ状の原子炉格納容器１０２（ＰＣＶ）と、を備える。
【００３９】
原子炉格納容器１０２は、原子炉圧力容器１の下部にサプレッションチェンバ１０５を備える。すなわち、原子炉格納容器１０２は、ドライウェル４とサプレッションチェンバ１０５とが一体化された構成となっている。ドライウェル４とサプレッションチェンバ１０５との間には、ダイヤフラムフロア１０２ａが形成されている。ベント管１０６は、ダイヤフラムフロア１０２ａを貫通して配置され、ドライウェル４とサプレッションチェンバ１０５とを連通させる。
【００４０】
冷却装置１１０は、ヒートパイプ１１の蒸発部１１ａをサプレッションチェンバ１０５の周囲に配置した構成となっている。サプレッションチェンバ１０５は、直径が約２５ｍ程度あるため、上述した実施形態と同様に外部リング２０を取り付けることは容易でない。このため、ヒートパイプ１１の蒸発部１１ａは、サプレッションチェンバ５の周面に巻き付けるように斜めに配置してから、金属等の熱伝導性フィラーを混ぜたコンクリートを打設して一体化させた構成となっている。この構成によれば、上述した実施形態と同様に、電源を喪失しても原子炉の崩壊熱を除去でき、且つ、既存設備に容易に適用することができる。
【００４１】
以上、本発明の好ましい実施形態を記載し説明してきたが、これらは本発明の例示的なものであり、限定するものとして考慮されるべきではないことを理解すべきである。追加、省略、置換、およびその他の変更は、本発明の範囲から逸脱することなく行うことができる。従って、本発明は、前述の説明によって限定されていると見なされるべきではなく、特許請求の範囲によって制限されている。
【符号の説明】
【００４２】
１…原子炉圧力容器、３…原子炉建屋、５…サプレッションチェンバ、１０…冷却装置、１１…ヒートパイプ、１１ａ…蒸発部、１１ｂ…凝縮部、１１ｂ１…放熱フィン、１２…冷却ファン、２０…外部リング、２０ａ…挿入孔、２１…分割片、１０５…サプレッションチェンバ、１１０…冷却装置、Ｐ…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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