(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
復水室（４）と圧力室（６）とこの圧力室内に配置された復水器（１６）とを含む内室（４、６、８）を備え、かつ非凝縮性ガスのための排気管（２２）を有する原子力設備の格納容器（１）において、
前記排気管（２２）が前記復水器の周辺範囲を前記復水室（４）に流体的に接続しており、しかも前記排気管（２２）の上端（２４）が前記復水器（１６）より高い位置に配置されていることを特徴とする格納容器。
【請求項２】
前記排気管（２２）が常時開いた流路を形成していることを特徴とする請求項１記載の格納容器。
【請求項３】
前記復水室（４）が冷却液（ｆ）を貯え、この冷却液の中に前記排気管（２２）の下端（２６）がもぐり込んでいることを特徴とする請求項１又は２記載の格納容器。
【請求項４】
前記圧力室（６）から前記復水室（４）に通じる蒸気凝縮用管（１４）が設けられ、この蒸気凝縮用管（１４）が前記排気管（２２）の下端（２６）より下で開口していることを特徴とする請求項１ないし３のいずれか１つに記載の格納容器。
【請求項５】
前記復水器（１６）が外部冷却用水槽（１８）に流体的に接続されていることを特徴とする請求項１ないし４のいずれか１つに記載の格納容器。
【請求項６】
非凝縮性ガスを、前記復水器（１６）の上側の領域から自動的に排出することを特徴とする請求項１ないし５のいずれか１つに記載の格納容器を備えた原子力設備における復水器の運転方法。
【請求項７】
非凝縮性ガスを前記復水室（４）中に導くことを特徴とする請求項６記載の方法。
【請求項８】
前記蒸気凝縮用管（１４）の流出開口（２８）より上にある非凝縮性ガスを、前記復水室（４）内に存在する冷却液（ｆ）中に導くことを特徴とする請求項６又は７記載の方法。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
本発明は、復水室と圧力室とこの圧力室の上側部位に配置された復水器とを備える原子力設備の格納容器と、原子力設備における復水器の運転方法に関する。
【０００２】
原子力設備の最新の安全構想は、事故の影響が原子力設備に限定され、環境を汚染しないようにするという考えに基づいている。その場合の重要な点は、あらゆる運転状態において、原子力設備の主要構成要素の十分な冷却を保証することにある。安全性を高めるために、冷却のために用意された緊急冷却装置は一般に、外部エネルギ源と無関係にただ物理法則に基づいて機能する受動的構成要素として形成されている。
【０００３】
１９９６年２月、ドイツ、シーメンス社発行の文献「シーメンス  パワー  ジャーナル(Siemens Power Journal)」の第１８〜２２頁に掲載の論文“ＳＷＲ１０００−未来の沸騰水形原子炉”整理Ｎｏ．Ａ９６００１−Ｕ９０−Ａ３１４により、沸騰水形原子炉用の革新的な構築・安全構想が公知である。この論文に記載された沸騰水形原子炉の場合、格納容器、即ちコンテインメントの内部中央に原子炉圧力容器が配置されている。沸騰水形原子炉を緊急冷却するために、格納容器の内室内に、密閉復水室およびその上に配置された炉心水浸用貯水槽が設けられている。この炉心水浸用貯水槽は原子炉圧力容器が配置されている格納容器中央部位に向いて開いている。炉心水浸用貯水槽は格納容器中央部位と共に圧力室を形成している。炉心水浸用貯水槽の上に、即ち圧力室ないし格納容器の上側部位に、いわゆる格納容器復水器が配置されている。この格納容器復水器は、格納容器上に配置された冷却用水槽の冷却液に接続され、圧力室から熱を放出するために使われる。
【０００４】
格納容器復水器の効率は、窒素や水素のような非凝縮性ガスの存在に敏感に影響される。つまり非凝縮性ガスは、圧力室内に場合によって存在する蒸気の熱を冷却用水槽に放出する格納容器復水器の性能を悪化する。なお水素は特に重大事故時に生ずる。水素はその比重が小さいために圧力室の上側部位に集まるので、正に格納容器復水器の周辺において非凝縮性ガスの濃度が高くなる。この場合格納容器復水器を介して放出する熱量が不十分になるために、その高い濃度の非凝縮性ガスは格納容器内の圧力を高める。
【０００５】
事故時に圧力室から熱を放出するために、圧力室を例えば格納容器上に存在する冷却用水槽内に配置された復水器に流路を介して接続するという構想が知られている。事故時に圧力室内に存在する高温蒸気は、その流路を介して非凝縮性ガスと共に復水器に到達する。そこで蒸気は冷却用水槽に放熱し、冷却されて凝縮する。即ちその復水器において液体と非凝縮性ガスの混合物が形成される。その混合物は放射能が大気に到達しないようにするために格納容器内に再び運び込まれる。一般に非凝縮性ガスを分離するために気液分離装置が設けられている。そこで分離された非凝縮性ガスは、再び圧力室に流入しないようにするために復水室に導かれ、そこに封じ込まれる。一方液体は選択的に原子炉圧力容器を冷却するために使用されるか、同様に復水室に導かれる。そのためにしばしば対応した配管に制御弁が設けられる。この構想あるいは事故時に放熱するための匹敵した構想は、例えば米国特許第５１０２６１７号明細書、同第５１４９４９２号明細書、同第５５７０４０１号明細書、ヨーロッパ特許出願公開第０６８１３００号明細書および同第０６２０５６０号明細書に記載されている。これらすべての公知の構想は、冷却すべき蒸気が非凝縮性ガスと共に復水器に導かれる点で共通している。
【０００６】
ヨーロッパ特許出願公開第０４９２８９９号明細書により、復水室と圧力室との間に流路を設けることが知られている。事故時に放熱して圧力を減少させるべく高温蒸気を復水室に導くために、復水室と圧力室との間の圧力差が所定の値になった時点で、流れ経路が自動的に開かれる。その流れ経路はＵ形管として形成され、これは蒸気凝縮用管とも呼ばれる。このＵ形管の両側脚部はそれらの開口が圧力室の内部ないし復水室の内部に配置されている。圧力室内の圧力が復水室内の圧力より著しく高くない限りは、Ｕ形管で形成された流れ経路が閉じられているように、Ｕ形あるいはサイフォン形の湾曲部内に液体が存在している。
【０００７】
本発明の課題は、復水器を備えた原子力設備の格納容器およびその復水器の運転方法を、復水器の効率が非凝縮性ガスによって大きく害されないように改良することにある。
【０００８】
格納容器に係る課題は、本発明の第１の実施態様に基づいて、復水室と圧力室とこの圧力室に接続されている復水器とを有している格納容器において、格納容器の内部に、圧力室の上側部位を復水室に流体的に接続する排気管を配置することによって解決される。
【０００９】
格納容器に向けられた課題は本発明の第２の実施態様に基づいて、格納容器の内室に、復水器およびこの復水器の周囲範囲を復水室に流体的に接続する排気管を設けることによって解決される。
【００１０】
上述の両実施態様は、非凝縮性ガスが過度に高い濃度で復水器に接触するのを防止することにより、復水器の高い効率を保証できるという本発明の共通の考えに基づいている。原理的に復水器は圧力室の内部にも外部にも配置できる。復水器を圧力室の外部に配置するとき、圧力室の上側部位から高温蒸気が流路を介して復水器に導かれる。本発明の第１の実施態様において、非凝縮性ガスは予め排気管を介して圧力室の上側部位から復水室に排出される。復水器が圧力室の内部に配置される場合、本発明の第２の実施態様に基づいて、非凝縮性ガスは復水器の周辺から排気管の助けを借りて直接引き出される。その復水器は特に圧力室の上側部位に配置される。
【００１１】
本発明の両実施態様は、排気管が単純な管として形成され、完全に格納容器の内部に配置されている点で共通している。圧力室と復水室は排気管によって直結している。排気管で形成された流路の中に特に別の構成要素は全く組み入れていない。
【００１２】
即ち本発明の両実施形態において、排気管を配置することにより、非凝縮性ガスは復水室に的確に直接排出される。復水室は或る充填レベル高さまでいわゆる水プールを形成する冷却液で充填されている。
【００１３】
非凝縮性ガスは、例えば水素あるいは空気や窒素のような不活性ガスである。空気や窒素は復水器の範囲において比較的良好に蒸気と混合する。これにより復水器の排熱性能は著しく害される。その際排熱量が小さくなるため、圧力室内の圧力が高まる。詳しくは蒸気・不活性ガス混合気が排気管を通して自動的に復水室に溢流するまでの間高まる。そして蒸気は水プール内で凝縮し、非凝縮性ガスは復水室の気体室内に残留する。蒸気・不活性ガス混合気は、復水器が導入された全熱量を再び放出できるほどに非凝縮性ガスの濃度が低下するまで、復水室に流入する。
【００１４】
水素が存在すると、水素はその比重が小さいために圧力室の上側部位に集まる。水素が多量に存在する場合、復水器は水素で包囲される。そして復水器の効率は著しく害される。その結果、不活性ガスが存在する場合に匹敵して、圧力室内の圧力が高まり、ほぼ純粋な水素が復水室に溢流する。このようして水素は大部分復水室に導かれる。水素が復水室に導かれた後、復水器はほとんど蒸気で包囲され、蒸気の熱を良好に放出できる。
【００１５】
非凝縮性ガスは圧力室に対して密閉されている復水室内にとどまり、圧力室に戻れない。従って復水器の範囲における非凝縮性ガスの濃度は低く保たれる。即ち、復水器の作用が非凝縮性ガスによって害されることはほとんどない。
【００１６】
排気管を配置したことによる大きな利点は、復水器を構造的に単純に設計できることにある。特にその熱交換容量はほぼ純粋な飽和蒸気に対して設計すればよい。従って復水器の伝熱面は排気管が無い場合に比べて単純且つ小さく形成できる。一般にその伝熱面はコンパクトな熱交換器の形に束ねられた管である。
【００１７】
本発明の他の利点は、復水室の全気体室が例えば事故時に発散される水素を貯蔵するために用立てられることにある。事故時における格納容器内の圧力上昇は、排気管を通して水素を溢流させられない場合よりも小さくなる。
【００１８】
水素はその比重が小さいために圧力室の上側部位に集まるので、排気管の上端を復水器より高い位置に配置するのが有利であり、これによって、水素を的確に排出できる。
【００１９】
排気管を構造的に単純に形成し、排気管を点検不要で確実に運転できるようにするために、排気管が常時開いた流路を形成するようにするのが有利である。即ち排気管に弁、スライダあるいは同様の遮断機構は一切設けない。
【００２０】
本発明の有利な実施態様において、排気管の下端は復水室の冷却液の中にもぐり込んでいる。これによって、排気管を通して非凝縮性ガスと共に復水室に導かれる蒸気は、復水室に直接導入されて凝縮する。
【００２１】
本発明の他の有利な実施態様において、排気管の下端は例えば圧力室から復水室に通じる蒸気凝縮用管より上で、冷却液の中に開口している。その蒸気凝縮用管は、圧力室内の圧力、従って格納容器内の圧力が減少するように、多量の蒸気を圧力室から復水室に導いてそこで凝縮させるように設けている。従って蒸気凝縮用管は復水室内に存在する冷却液の中に排気管よりも深くもぐり込んでいる。排気管内に、蒸気凝縮用管の中におけるより小さな水柱が存在している。排気管のもぐり込み深さが浅いことに伴い、少量の蒸気が流出する小規模の事故時に、排気管だけを通して蒸気が復水室に導かれ、大きな直径の蒸気凝縮用管は水閉塞プラグで閉じられた状態にある。
【００２２】
復水器を、外部の冷却用水槽に流体的に接続すると有利である。そのような復水器は格納容器復水器とも呼ばれる。この復水器により格納容器から熱がその周辺に排出される。その冷却用水槽は特に格納容器の外で該容器上に配置される。
【００２３】
原子力設備における復水器の運転方法に係る課題は、本発明に基づき復水器の効率が非凝縮性ガスによって大きく害されないように、非凝縮性ガスを復水器の周囲から自動的に排出することにより解決される。
【００２４】
本発明に基づく方法の有利な実施態様は従属請求項に記載されている。この方法に対しても上述の格納容器に対する利点が当てはまる。
【００２５】
以下図を参照して本発明の実施例を詳細に説明する。図１は冷却用水槽が上に配置された沸騰水形原子力設備の格納容器を概略断面図で示す。
【００２６】
図１において、コンテインメントとも呼ばれる密閉格納容器１の内部中央に、原子炉圧力容器２が配置されている。格納容器１の内部には原子炉圧力容器２のすぐ横に、別の組込み物として復水室４およびその上に配置された炉心水浸用貯水槽８が設けられている。この炉心水浸用貯水槽８は、上側が格納容器１の内室に向いて開いている。格納容器内室は圧力室６とも呼ばれ、これは炉心水浸用貯水槽８と共に共通の圧力室を形成している。
【００２７】
復水室４および炉心水浸用貯水槽８はそれぞれ部分的に冷却液ｆ、特に水で液面レベルｎまで満たされている。炉心水浸用貯水槽８における最高液面レベルｎはオーバーフロー管１０の上端によって決められている。オーバーフロー管１０は炉心水浸用貯水槽８を復水室４に接続し、復水室４の冷却液ｆ内にもぐり込み開口している。最高液面レベルｎを超過すると、炉心水浸用貯水槽８から復水室４に冷却液ｆが溢れ出る。炉心水浸用貯水槽８は更に炉心水浸用配管１２を介して原子炉圧力容器２に接続され、緊急時に原子炉圧力容器２に十分な量の冷却液ｆを供給する。
【００２８】
復水室４は圧力室６に対して密閉されている。復水室４は蒸気凝縮用管１４を介して圧力室６に接続されている。蒸気凝縮用管１４は復水室４の冷却液ｆの中にもぐり込んでいるので、復水室４と圧力室６との間で気体交換は起こらない。復水室４は蒸気凝縮用管１４内の水柱で形成された閉塞プラグ１５で閉じられている。事故時に圧力室６の圧力が上昇したときだけ、蒸気凝縮用管１４を通して復水室４に蒸気が流入して凝縮する。図１の左側半部において格納容器１の上側部位、従って圧力室６の上側部位に、格納容器復水器と呼ばれる復水器１６が配置されている。この復水器１６は伝熱管付き熱交換器として形成され、冷却用水槽１８に流体的に接続されている。復水器１６は、原理的には格納容器１の外部でこの冷却用水槽１８内に配置し、配管を介して格納容器の内室、特に圧力室６に接続してもよい。冷却用水槽１８は格納容器１の外部で、天井２０上に配置されている。復水器１６は格納容器１内で周囲から熱を吸収し、この熱を冷却用水槽１８に伝達する。これによって格納容器１から熱が外側周囲に排出される。
【００２９】
好適には、復水器１６の範囲に排気管２２を配置する。その上端２４を圧力室６の上側部位に、特に復水器１６より高いレベルに配置することが重要である。排気管２２の下端２６は復水室４の冷却液ｆ内にもぐり込み開口している。排気管２２は、圧力室６から復水室４の冷却液ｆまでの開放流路を形成する組込み物無しの単純な管として形成されている。ここで組込み物無しとは、流路内に弁あるいは他の機器あるいは構成要素が組み込まれていないことを意味する。
【００３０】
その排気管２２の冷却液ｆ内へのもぐり込み深さは、オーバーフロー管１０および蒸気凝縮用管１４のもぐり込み深さより浅い。従って排気管２２の下端２６は蒸気凝縮用管１４ないしオーバーフロー管１０の流出開口２８より上に配置されている。蒸気凝縮用管１４は排気管２２よりかなり大きな横断面積を有する。
【００３１】
事故時、例えば格納容器１内の蒸気管が破損し、これに伴い蒸気が格納容器１内に流出すると、格納容器１内の温度および圧力が上昇する。種々の緊急冷却装置（図１には復水器１６および水浸用配管１２付きの炉心水浸用貯水槽８のみを示す）を介して、格納容器１内での事故時の最終圧力が許容限界値を超過しないよう保証する。これはまず第１に蒸気の冷却および凝縮により達成される。その場合、格納容器１から熱を外部に放出する復水器１６が重要な役割を果たす。
【００３２】
事故の経過中、場合により非凝縮性ガス、特に水素が発生することがあり、これは格納容器１の上側部位、即ち圧力室６の上側部位に高濃度で集まる。この非凝縮性ガスは圧力室６の上側部位に集まり、格納容器１内の圧力を高める。排気管２２が配置され、その上端２４の上側部位における格納容器内圧力が高まることにより、そこに存在する蒸気と非凝縮性ガスとの混合気は排気管２２を通って圧力室６の上側部位から復水室４に排出される。その際一緒に運ばれた蒸気は復水室４内で凝縮する。従って復水器１６の周囲への非凝縮性ガスの集中は排気管２２により防止され、復水室４における全気体室に非凝縮性ガスが分散する。
【００３３】
原理的に非凝縮性ガスは、これが復水器１６の熱交換性能を著しく悪化させるために、復水器１６の効率を低下させる。復水器１６は、その周囲に非凝縮性ガスが存在する場合、該ガスが存在しない場合に比べて、蒸気から冷却用水槽１８に単位時間および単位面積当たり非常に僅かな熱量しか放出できない。非凝縮性ガスが復水器１６の周辺から導き出されるので、復水器１６は飽和蒸気に対して設計できる。即ちこの復水器１６は、その周囲に非凝縮性ガスが存在する場合に必然的に十分な熱を放出するために必要な特殊な大形熱交換器を必要としない。従って復水器１６は単純かつコンパクトに、それに伴い安価に形成できる。
【００３４】
排気管２２のもぐり込み深さが蒸気凝縮用管１４のもぐり込み深さに比べて浅いことに伴い、圧力室６内の圧力が復水室４内の圧力に比べてほんの僅か高い限りにおいて、蒸気は専ら排気管２２を通って圧力室６から復水室４に流入する。極めて例外的に圧力室６と復水室４との間に一時的に大きな圧力差が生ずることがある。この大きな圧力差が生じた場合にはじめて、蒸気は蒸気凝縮用管１４を通して復水室４に流入する。蒸気凝縮用管１４は大きな流れ断面積を有し、これにより、大量の蒸気を瞬間的に復水室４に導いて凝縮させることができる。
【００３５】
本発明の新たな考えに基づき、復水器１６付きの格納容器１において、非凝縮性ガスは復水器１６の作用範囲から、流路を通して自動的に復水室４に排出される。その流路は、単純な排気管２２により形成される。排気管２２の作用方式は純粋に受動的であり、即ち外部制御操作を必要としない。排気管２２は可動構成要素も必要とせず、従って点検不要である。排気管２２を配置することにより復水器１６の機能性が保証されるので、復水器１６は構造的に単純に設計できる。
【図面の簡単な説明】
【図１】  本発明に基づく原子力設備の格納容器の概略断面図。
【符号の説明】
１    格納容器
２    原子炉圧力容器
４    復水室
６    圧力室
８    炉心水浸用貯水槽
１４    蒸気凝縮用管
１６    復水器
２２    排気管
【図１】
0004309578.tif 000002