【手続補正書】
【提出日】平成29年9月1日(2017.9.1)
【手続補正１】
【補正対象書類名】特許請求の範囲
【補正対象項目名】全文
【補正方法】変更
【補正の内容】
【特許請求の範囲】
【請求項１】
複数の燃料集合体を装荷した炉心を内包する原子炉圧力容器と，前記原子炉圧力容器の下方に設けた下部ドライウェル空間と，前記炉心の溶融物である溶融コリウムを冷却するために、前記下部ドライウェル空間に冷却材を注水して形成する冷却プールとを内包する原子炉格納容器とを備えた燃料／冷却材相互作用の緩和システムにおいて、
前記冷却プールには、前記溶融コリウムと前記冷却プールの前記冷却材との直接接触面積を低減する蒸気膜安定形成手段または気泡混入手段を備えた
ことを特徴とする燃料／冷却材相互作用の緩和システム。
【請求項２】
複数の燃料集合体を装荷した炉心を内包する原子炉圧力容器と，前記原子炉圧力容器の下方設けた下部ドライウェル空間と，前記原子炉圧力容器の周囲の空間かつ前記下部ドライウェル空間以外の空間であって前記下部ドライウェル空間と連通している上部ドライウェル空間と，前記下部ドライウェル空間と前記上部ドライウェル空間から構成されるドライウェル空間と，前記ドライウェル空間と気密壁で区分けされた圧力抑制室空間と，前記圧力抑制室空間内に水張りした圧力抑制プールと，前記上部ドライウェル空間と前記圧力抑制プールとを接続するベント管と，非凝縮性ガスを前記圧力抑制室空間内から前記ドライウェル空間に貫流するための真空破壊弁と、前記炉心の溶融物である溶融コリウムを冷却するために、前記下部ドライウェル空間に冷却材を注水して形成する冷却プールとを内包する原子炉格納容器を備えた燃料／冷却材相互作用の緩和システムにおいて、
前記圧力抑制室空間内の気相部と前記下部ドライウェル空間を接続する非凝縮性ガス供給ラインと、
前記非凝縮性ガス供給ライン上に設けられ、前記圧力抑制室空間内の気相部から前記下部ドライウェル空間に窒素を供給するためのエアコンプレッサと、
前記非凝縮性ガス供給ラインの下部ドライウェル空間側開口部より上方かつ前記原子炉圧力容器より下方に設置した多孔板とを備えた
ことを特徴とする燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム。
【請求項３】
複数の燃料集合体を装荷した炉心を内包する原子炉圧力容器と，前記原子炉圧力容器下方の下部原子炉格納容器空間と，前記原子炉圧力容器の周囲の空間かつ前記下部原子炉格納容器空間以外の空間であって前記下部原子炉格納容器空間と連通している上部原子炉格納容器空間と，前記下部原子炉格納容器空間と前記上部原子炉格納容器空間から構成される原子炉格納容器空間と，前記炉心の溶融物である溶融コリウムを冷却するために、前記下部原子炉格納容器空間に冷却材を注水して形成する冷却プールとを内包する原子炉格納容器を備えた燃料／冷却材相互作用の緩和システムにおいて、
前記上部原子炉格納容器空間と前記下部原子炉格納容器空間を接続する非凝縮性ガス供給ラインと、
前記非凝縮性ガス供給ライン上に設けられ、前記上部原子炉格納容器空間から前記下部原子炉格納容器空間に窒素を供給するためのエアコンプレッサと、
前記非凝縮性ガス供給ラインの下部原子炉格納容器空間側開口部より上方かつ前記原子炉圧力容器より下方に設置した多孔板とを備えた、
ことを特徴とする燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム。
【請求項４】
請求項２または３に記載の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システムにおいて、
前記非凝縮性ガス供給ラインの一部と前記エアコンプレッサとが前記原子炉格納容器の外部に配置される
ことを特徴とする燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム。
【請求項５】
複数の燃料集合体を装荷した炉心を内包する原子炉圧力容器と，前記原子炉圧力容器の下方設けた下部ドライウェル空間と，前記原子炉圧力容器の周囲の空間かつ前記下部ドライウェル空間以外の空間であって前記下部ドライウェル空間と連通している上部ドライウェル空間と，前記下部ドライウェル空間と前記上部ドライウェル空間から構成されるドライウェル空間と，前記ドライウェル空間と気密壁で区分けされた圧力抑制室空間と，前記圧力抑制室空間内に水張りした圧力抑制プールと，前記上部ドライウェル空間と前記圧力抑制プールとを接続するベント管と，非凝縮性ガスを前記圧力抑制室空間内から前記ドライウェル空間に貫流するための真空破壊弁と、前記炉心の溶融物である溶融コリウムを冷却するために、前記下部ドライウェル空間に冷却材を注水して形成する冷却プールとを内包する原子炉格納容器を備えた燃料／冷却材相互作用の緩和システムにおいて、
前記原子炉圧力容器で発生した蒸気により駆動する蒸気タービンと、
前記蒸気タービンを駆動した後の蒸気を凝縮するための復水器と、
前記原子炉圧力容器と前記蒸気タービンと前記復水器とを接続する主蒸気ラインと、
前記主蒸気ライン上であって、前記原子炉圧力容器と前記蒸気タービンとの間に設ける主蒸気隔離弁と、
前記復水器で冷却された冷却材を再加熱するための複数台の給水加熱器と、
再加熱された冷却材を前記原子炉圧力容器に注水するための給水ポンプと、
再加熱された冷却材の前記原子炉圧力容器への注水を止めるための給水止め弁と、
前記復水器と前記給水加熱器と前記給水ポンプと前記給水止め弁と前記原子炉圧力容器とを接続する給水ラインと、
前記給水ライン上の前記給水ポンプと前記給水止め弁との間の部位に一端を接続し、他端を前記下部ドライウェル空間に開口する高温水ラインと、
前記高温水ライン上に設け、前記下部ドライウェルへの注水を止めるための高温水止め弁と、
前記原子炉圧力容器内の水位を検出する第１検出手段と、前記ドライウェル空間の圧力を検出する第２検出手段と、前記復水器内の圧力を検出する第３検出手段と、前記主蒸気隔離弁の開度を検出する第４検出手段と、
前記第１検出手段乃至４検出手段が検出した検出結果を読み込み、これらの検出結果に応じて、前記給水止め弁の閉要求信号発生を判定する論理手段を有する制御装置を備えた、
ことを特徴とする燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム。
【請求項６】
請求項５に記載の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システムにおいて、
前記高温水ラインの冷却材よりも低温の冷却材を蓄える低温水水源と、
前記高温水ライン上の前記高温水止め弁より下流側の部位に一端を接続し、他端を前記低温水水源に接続する低温水ラインと、
前記低温水ラインへの注水量を制御する低温水止め弁と、
前記低温水水源から前記低温水ラインへ冷却材を供給する低温水ポンプとを備えた、
ことを特徴とする燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム。
【請求項７】
請求項２乃至４のいずれか１項に記載の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システムにおいて、
前記原子炉圧力容器内の水位を検出する第１検出手段と、前記原子炉圧力容器内の温度を検出する第５検出手段と、
前記第１検出手段が検出した検出結果と前記第５検出手段が検出した検出結果とを読み込み、これらの検出結果に応じて、前記エアコンプレッサの起動信号発生を判定する論理手段を有する制御装置を備えた、
ことを特徴とする燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム。
【請求項８】
請求項５に記載の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システムにおいて、
前記原子炉圧力容器内の水位を検出する第１検出手段と、前記原子炉圧力容器内の温度を検出する第５検出手段と、
前記第１検出手段が検出した検出結果と前記第５検出手段が検出した検出結果とを読み込み、これらの検出結果に応じて、前記給水ポンプの起動信号発生及び前記高温水止め弁の開要求信号発生を判定する論理手段を有する制御装置を備えた、
ことを特徴とする燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム。
【請求項９】
請求項６に記載の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システムにおいて、
前記原子炉圧力容器内の水位を検出する第１検出手段と、前記原子炉圧力容器内の温度を検出する第５検出手段と、
前記第１検出手段が検出した検出結果と前記第５検出手段が検出した検出結果とを読み込み、これらの検出結果に応じて、前記給水ポンプの起動信号発生及び前記高温水止め弁の開要求信号発生及び前記低温水ポンプの起動信号発生及び前記低温水止め弁の開要求信号発生を判定する論理手段を有する制御装置を備えた、
ことを特徴とする燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム。
【請求項１０】
請求項１乃至９のいずれか１項に記載の燃料／冷却材相互作用の影響緩和システムを備えた
ことを特徴とする原子力発電プラント。
【手続補正２】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】００２５
【補正方法】変更
【補正の内容】
【００２５】
原子炉格納容器１０の中央部には、ペデスタル（原子炉本体基礎）１６が配置されている。ペデスタル１６は、原子炉圧力容器７の外側に設けられた原子炉圧力容器支持スカートを介して原子炉圧力容器７を支持している。
【手続補正３】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】００２６
【補正方法】変更
【補正の内容】
【００２６】
原子炉格納容器１０は、気密壁であるダイヤフラムフロア１５とペデスタル１６により上部ドライウェル１１、下部ドライウェル１２、及び冷却材を充填した圧力抑制プール１４と圧力抑制室空間部１３から構成される圧力抑制室に区分けされている。原子炉格納容器１０の内部は、万一の水素爆発発生に対する備えとして、空気を窒素に置換することで酸素を排除している。
【手続補正４】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】００２９
【補正方法】変更
【補正の内容】
【００２９】
炉心８で発生した蒸気は、原子炉圧力容器７に接続された主蒸気ライン５２を介して蒸気タービン５１に導かれ、蒸気タービン５１を駆動する。蒸気タービン５１を駆動した後の蒸気は主復水器２８で凝縮され冷却水に戻る。冷却水は復水ポンプ２７により主復水器２８から第１給水加熱器２６Ａに導かれ加熱される。第１給水加熱器２６Ａで加熱された冷却水は給水ポンプ２５で加圧されて第２給水加熱器２６Ｂで加熱された後、給水ライン２３を介して原子炉圧力容器７に戻される。
【手続補正５】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】００３４
【補正方法】変更
【補正の内容】
【００３４】
図１において、複数本ある主蒸気ライン５２の一本が破断すると、原子炉圧力容器７で発生した蒸気が破断口２１から原子炉格納容器１０内に流出し、原子炉圧力容器７内の水位９及び圧力が低下する。主蒸気隔離弁５３は、主蒸気管流量大の信号によって全閉し、主蒸気隔離弁閉信号によってスクラム信号が発生し、全ての制御棒が炉心８に挿入されることで原子炉は停止する。スクラムにより原子炉が停止した後も、定格熱出力の数％以下と小さく、かつ時間と共に指数関数的に減少するものの、炉心８内に存在する核分裂生成物（ＦＰ）の原子核崩壊に伴って発生する崩壊熱により蒸気が発生し続けるため、原子炉圧力容器７内の冷却材は減少し続ける。このため、原子炉圧力容器７内の水位９を維持することで炉心８を継続的に冷却する必要がある。
【手続補正６】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】００４１
【補正方法】変更
【補正の内容】
【００４１】
しかし、極めて低い発生確率ではあるものの、上記の対策が全て使用できず、原子炉圧力容器７内の水位９を維持する事ができなくなる虞がある。水位９の低下によって炉心８が冷却不全状況となった場合、上述したように、溶融炉心と炉内構造物の混合溶融物（コリウム）が原子炉圧力容器７の下部ヘッドを溶融貫通し、下部ドライウェル１２に落下する。下部ヘッドが溶融破損する前に、下部ドライウェル１２内に水張りを行う事前水張り対策を実施しておくことで、コリウムによるコンクリート侵食に伴う水素、一酸化炭素、二酸化炭素ガスの発生量を抑制できる。しかし、事前水張りを行う事で、原子炉圧力容器７から落下する高温のコリウムが事前水張りプールの冷却材と接触して水蒸気が短時間に急激に発生する現象である燃料／冷却材相互作用（ＦＣＩ）が発生する。原子炉格納容器１０はＦＣＩによって発生する動荷重に耐えるように設計する必要がある。
【手続補正７】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】００５４
【補正方法】変更
【補正の内容】
【００５４】
第１の実施の形態にて詳述したように、原子炉圧力容器７内の水位９を維持する事ができなくなると、水位９の低下によって炉心８が冷却不全状況となり、溶融炉心と炉内構造物の混合溶融物（コリウム）が原子炉圧力容器７の下部ヘッドを溶融貫通し、下部ドライウェル１２に落下する。下部ヘッドが溶融破損する前に、下部ドライウェル１２内に水張りを行う事前水張り対策を実施しておくことで、コリウムによるコンクリート侵食に伴う水素、一酸化炭素、二酸化炭素ガスの発生量を抑制できる。しかし、事前水張りを行う事で、原子炉圧力容器７から落下する高温のコリウムが事前水張りプールの冷却材と接触して水蒸気が短時間に急激に発生する現象である燃料／冷却材相互作用（ＦＣＩ）が発生する。原子炉格納容器１０はＦＣＩによって発生する動荷重に耐えるように設計する必要がある。
【手続補正８】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】００６９
【補正方法】変更
【補正の内容】
【００６９】
第１の実施の形態にて詳述したように、原子炉圧力容器７内の水位９を維持する事ができなくなると、水位９の低下によって炉心８が冷却不全状況となり、溶融炉心と炉内構造物の混合溶融物（コリウム）が原子炉圧力容器７の下部ヘッドを溶融貫通し、下部ドライウェル１２に落下する。下部ヘッドが溶融破損する前に、下部ドライウェル１２内に水張りを行う事前水張り対策を実施しておくことで、コリウムによるコンクリート侵食に伴う水素、一酸化炭素、二酸化炭素ガスの発生量を抑制できる。しかし、事前水張りを行う事で、原子炉圧力容器７から落下する高温のコリウムが事前水張りプールの冷却材と接触して水蒸気が短時間に急激に発生する現象である燃料／冷却材相互作用（ＦＣＩ）が発生する。原子炉格納容器１０はＦＣＩによって発生する動荷重に耐えるように設計する必要がある。
【手続補正９】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】００８０
【補正方法】変更
【補正の内容】
【００８０】
図６に示すように、加圧水型原子炉では、一次系冷却ライン１３ａと２次系の主蒸気ライン５２や２次系の給水ライン２３が蒸気発生器１５ａを介して熱的に接続される点と、加圧水型原子炉の原子炉格納容器１０は窒素置換されておらず空気雰囲気である点が沸騰水型原子炉と大きく異なる。なお、原子炉格納容器１０は、その内部に上部ドライウェルに相当する上部原子炉格納容器空間１１ａと下部ドライウェルに相当する下部原子炉格納容器空間１２ａとを備えている。
【手続補正１０】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】００８１
【補正方法】変更
【補正の内容】
【００８１】
加圧水型原子炉では、一次冷却材ポンプ１４ａによって原子炉圧力容器７内の冷却材を蒸気発生器１５ａに導く。１次系冷却材は伝熱管１６ａ内を流れる際に伝熱管の外側（シェル側）の２次系冷却材を沸騰させ、蒸気発生器１５ａ内で蒸気が発生する。２次系統は、１次系冷却材を蒸気発生器１５ａで除熱し、除熱された１次系冷却材が再び原子炉圧力容器７に戻される。蒸気発生器１５ａのシェル側で発生した蒸気は、主蒸気ライン５２を介して蒸気タービン５１に導かれる。
【手続補正１１】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】００８２
【補正方法】変更
【補正の内容】
【００８２】
蒸気タービン５１で仕事を終えた蒸気は主復水器２８で凝縮され、冷却水に戻る。冷却水は、復水ポンプ２７及び給水ポンプ２５で加圧され、かつ第１給水加熱器２６Ａ及び第２給水加熱器２６Ｂで加熱された後、給水ライン２３を介して蒸気発生器１５ａに送られ、高温の１次系冷却材から熱を受け取って再び蒸気となる。
【手続補正１２】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】０１１０
【補正方法】変更
【補正の内容】
【０１１０】
図８を用いて給水ライン止め弁制御装置３０の動作を具体的に説明する。ここで、給水ライン止め弁制御装置３０の圧力設定値は、通常の原子炉格納容器１０内圧力よりも高めに設定されていて、水位設定値は、通常の原子炉圧力容器７内水位よりも低めに設定されている。
【手続補正１３】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】０１１１
【補正方法】変更
【補正の内容】
【０１１１】
破断口２１を介して原子炉圧力容器７内の冷却材が蒸気となって上部ドライウェル１１内に流出することで、格納容器内圧力が上昇し、かつ、原子炉圧力容器７内の水位９が低下する。このため、格納容器内圧力信号４０が圧力設定値よりも大きく、かつ、圧力容器内水位信号４２が水位設定値よりも小さくなった場合、給水ライン止め弁制御装置３０は論理積演算器１０５により、ＬＯＣＡが発生したものと判定する。
【手続補正１４】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】０１１４
【補正方法】変更
【補正の内容】
【０１１４】
図９を用いて非凝縮性ガス注入制御装置６内の動作を具体的に説明する。ここで、給水ライン止め弁制御装置３０の放射能レベル設定値は、通常の運転状態における原子炉格納容器１０内の放射能レベルよりも高めに設定されていて、水位設定値は、通常の原子炉圧力容器７内水位よりもかなり低めに設定されていて、温度設定値は、通常の原子炉圧力容器７内温度である飽和温度よりも高めに設定されている。
【手続補正１５】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】０１１６
【補正方法】変更
【補正の内容】
【０１１６】
非凝縮性ガス注入制御装置６では、燃料破損を検出するために以下の３つの判定方法を用いる。まず、格納容器内放射能レベル信号４１が放射能レベル設定値を超えるか否か、圧力容器内水位信号４２が水位設定値を下回るか否か、圧力容器内温度信号４３が温度設定値を超えるか否かを書く減算器２０１ｂ，２０２ｂ，２０３ｂと各比較器２０１ｃ，２０２ｃ，２０３ｃとが演算する。
【手続補正１６】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】０１１８
【補正方法】変更
【補正の内容】
【０１１８】
また、温水注水制御装置３４は、図１０に示すように、非凝縮性ガス注入制御装置６と同様の制御ロジックを備えている。このため、原子炉格納容器内の放射能レベル計測値が設定値を超えるか、原子炉圧力容器内水位計測値が設定値を下回るか、原子炉圧力容器内温度計測値が設定値を超えるかの、いずれか一つ以上の条件が満たされた場合、温水注水制御装置３４は炉心損傷が発生したものと判定し、給水ポンプ２５及び低温水ポンプ３６を自動起動すると共に、高温水ライン止め弁３２及び低温水ライン止め弁３７を自動的に開くことで、給水ライン２３内の高温水と低温水タンクもしくは低温水プール３８内の常温の低温水を同時に下部ドライウェル１２に自動的に注水することができる。
【手続補正１７】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】０１１９
【補正方法】変更
【補正の内容】
【０１１９】
非凝縮性ガス注入制御装置６及び温水注水制御装置３４により、溶融コリウムが原子炉圧力容器７の下部ヘッドを溶融貫通して下部ドライウェル１２に落下する前に、高温水による事前水張りを行うと共に、事前水張りプールへの窒素ガス供給により、事前水張りプール中のボイド率を自動的に増加させることができる。
【手続補正１８】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】０１２６
【補正方法】変更
【補正の内容】
【０１２６】
１：非凝縮性ガス供給ライン、２：エアコンプレッサ、３：多孔板、４：非凝縮性ガス供給ライン上流側隔離弁、５：非凝縮性ガス供給ライン下流側隔離弁（逆止弁）、６：非凝縮性ガス注入制御装置、７：原子炉圧力容器、８：炉心、９：水位、１０：原子炉格納容器、１１：上部ドライウェル、１１ａ：上部原子炉格納容器空間、１２：下部ドライウェル、１２ａ：下部原子炉格納容器空間、１３：圧力抑制室空間部、１３ａ：一次系冷却ライン、１４：圧力抑制プール、１４ａ：一次冷却材ポンプ、１５：ダイヤフラムフロア、１５ａ：蒸気発生器、１６：ペデスタル、１６ａ：伝熱管、１７：垂直ベント管、１８：水平ベント管、１９：連通管、２０：原子炉圧力容器支持スカート、２１：破断口、２２：格納容器真空破壊装置、２３：給水ライン、２４：給水ライン止め弁、２５：給水ポンプ、２６Ａ：第１給水加熱器、２６Ｂ：第２給水加熱器、２７：復水ポンプ、２８：主復水器、２９：復水器真空破壊装置、３０：給水ライン止め弁制御装置、３１：高温水ライン、３２：高温水ライン止め弁、３３：高温水ライン隔離弁、３４：温水注水制御装置、３５：低温水ライン、３６：低温水ポンプ、３７：低温水ライン止め弁、３８：低温水タンクもしくは低温水プール、３９：主蒸気隔離弁開度信号、４０：格納容器内圧力信号、４１：格納容器内放射能レベル信号、４２：圧力容器内水位信号、４３：圧力容器内温度信号、４４：主復水器内圧力信号、４５：エアコンプレッサ起動信号、４６：給水ポンプ起動信号、４７：低温水ポンプ起動信号、４８：給水ライン止め弁閉止信号、４９：高温水ライン止め弁開信号、５０：低温水ライン止め弁開信号、５１：蒸気タービン、５２：主蒸気ライン、５３：主蒸気隔離弁、５４：非凝縮性ガス供給ライン下流側開口部