JP2012255660A - 無動力原子炉冷却システム - Google Patents

Abstract

【課題】外部からの電力や燃料・人的支援がなくても、崩壊熱が十分減少して原子炉が自動的に完全停止するまでの間、炉心を冷却し続けることができる無動力原子炉冷却システムを提供する。
【解決手段】蒸気タービン１３が、原子炉圧力容器１の内部で発生した蒸気により稼働し、冷却手段１４が、蒸気タービン１３を稼働させた後の蒸気を外気と熱交換させて凝縮させ、蒸気タービン１３により駆動する凝縮液ポンプ１６が、凝縮した液体を原子炉圧力容器１の内部に戻す。冷却手段１４は、フィンチューブ型の熱交換装置３１と、免震構造の冷却塔３２とを有している。冷却塔３２は、互いの間を流体が通過可能に配置された複数の脚部３２ａと、各脚部３２ａにより所定の高さに支持された塔本体３２ｂとを有している。塔本体３２ｂは、下部に熱交換装置３１が配置され、熱交換装置３１の上方に、温められた外気を排出するための煙突部３２ｃを有している。
【選択図】図１

Description

本発明は、外部からの電力供給が停止した原子力発電プラントの原子炉を冷却するための無人・無動力原子炉冷却システムに関する。

２０１１年３月に発生した福島第一原子力発電所の事故は、原子炉の重大事故発生は起きないという定説をくつがえした。これまで、「原子炉の中で、ウランが核***してできる放射性物質は、発電所の外へ影響を与えないように、５つの壁で閉じこめられている」と言われてきた。つまり、
・第１の壁：ウランを焼き固めた、陶器のような固いペレット
・第２の壁：そのペレットを入れた、丈夫な金属製の燃料被覆管
・第３の壁：燃料を入れた、頑丈な鋼鉄製の原子炉圧力容器
・第４の壁：原子炉圧力容器および重要な機器を収納した、気密性の高い鋼製の内張をした鉄筋コンクリート製の原子炉格納容器
・第５の壁：一番外側を覆う、厚いコンクリートで造った原子炉建屋
である。この「神話」が福島第一原子力発電所の事故でもろくも崩れ去ったのは、承知の通りである。福島第一原子力発電所の事故では、原子炉の炉心損傷に始まり、炉心ガスのブローオフで大量の放射能を大気に放出し、海洋にも放射能汚染水を垂れ流した。事故の１ヶ月後の２０１１年４月でも、依然として漏洩水の可能性があり、さらに毎日４００トン以上の放射能を含んだ水蒸気を環境に排出していた。

この事故は、地震と津波による長期停電がきっかけとなり、炉心の崩壊熱で炉心溶融にまで至っている。つまり、長期の停電が発生すると、福島第一原子力発電所の事故は全ての原子力発電所で発生する可能性がある。例えば、何らかの原因で送電が長期ストップした場合や隣の原子力発電所の大規模放射能汚染などで人間が原子力プラントに近づけなくなったとき、非常用発電設備への燃料や運転人員の供給が遮断されれば、自然災害が起きなくても原子炉は簡単に破壊に至ることが証明された。また、複数の原子炉が配置されている原子力発電所では、いずれかの原子炉が破壊されて高汚染放射能が環境に出た場合、作業員が長期間原子力発電所に立ち入れないため、その他全ての原子炉で炉心崩壊が発生する可能性がある。

火力発電所などの従来型の発電設備は、機器が破損したり、操作人員がいなくなったりすると自動的に停止し、燃料の補給がなければそれ以上環境に悪影響を及ぼさない。しかし、原子力発電所は、常に操作人員がいて、電力が外部から供給されることを前提にあらゆる安全システムが設計されている。

原子炉の冷温停止には、外部からの電力供給が不可欠なだけではなく、それを維持するために、長期にわたる炉心冷却が必要である。原子炉をそのままの状態に保存した場合、何もしなくても炉心が破壊されなくなるまでの時間は、原子炉停止後１０〜３０年の長期に及ぶ。その間、大災害等で原子炉の供給電力や運転作業員が途絶えることは十分考えられる。従来の原子炉はこのような場合を想定していない。つまり、原子炉を崩壊させるためには、外部からの電源供給を遮断し、１週間以上原子炉に人が立ち入らない状態にすればよい。福島第一原子力発電所は、このことを地震と津波という自然災害を通じて証明したことになる。

従来の原子力発電所の緊急炉心停止システムは、以下のように動作する。原子炉が緊急停止すると、まず、制御棒が炉心に挿入され、燃料の核***反応（臨界）を停止させる。この動作は、圧縮ガスによって駆動されるため、外部電力は必要としない。タービンが緊急停止した場合、燃料棒の崩壊熱を除去できないため、緊急炉心冷却装置（ＥＣＣＳ）が作動し、炉心にホウ酸水等を注入して初期の炉心冷却を行う。通常は外部電源やディーゼル非常電源等を使用した炉心冷却を行い、炉心が１００℃以下となる冷温停止の状態で安定させる。ただし、冷温停止した後でも、海水を用いた残留熱除去設備で原子炉の冷却を継続する必要があり、その間、外部電力が不可欠である。

福島第一原子力発電所のような沸騰水型原子力発電所（ＢＷＲ）の場合、原子炉の緊急停止時に電源の供給が止まると、原子炉隔離時冷却設備が作動する。これは、崩壊熱で生成された高圧水蒸気でタービンを駆動し、その駆動蒸気をサプレッションチャンバーで凝縮させ、タービンによる動力でサプレッションチャンバー内の水を炉心に注入して冷却するものである（例えば、特許文献１参照）。このシステムは、外部からの電源を必要としないが、サプレッションチャンバー内の水が高温になると蒸気が凝縮しなくなるため、自動的に停止する。原子炉隔離時冷却設備は、福島第一原子力発電所２号機では、１０時間から２日程度、動作可能であると考えられる。

また、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）の場合、原子炉の緊急停止時に電源の供給が止まると、原子炉隔離時冷却設備がないため、ディーゼル非常電源により余熱除去設備（ＲＨＲＳ）が作動して炉心冷却を行う。

特開２００５−１７２４８２号公報

従来の原子力発電所の緊急炉心停止システムは、外部電源の供給が止まり、さらに原子炉隔離時冷却設備やディーゼル非常電源が停止すると、炉心の冷却が止まってしまうという課題があった。炉心の冷却が止まると、原子炉は崩壊熱で高温高圧になり、炉心蒸気が安全弁から環境に放出され、さらに、水が枯渇して炉心溶融に至る。既存の原子炉は、電源が停止しても、約１０時間以内には電源が回復し、残留熱除去設備が駆動できることが前提であるが、それができないと福島第一原子力発電所のような事故となる。

本発明は、このような課題に着目してなされたもので、外部からの電力や燃料・人的支援がなくても、崩壊熱が十分減少して原子炉が自動的に完全停止するまでの間、炉心を冷却し続けることができる無人・無動力原子炉冷却システムを提供することを目的としている。

上記目的を達成するために、本発明に係る無人・無動力原子炉冷却システムは、外部からの電力供給が停止した原子力発電プラントの原子炉を冷却するための無人・無動力原子炉冷却システムであって、原子炉圧力容器の内部で発生した蒸気により稼働する蒸気タービンと、前記蒸気タービンを稼働させた後の前記蒸気を外気と熱交換させて凝縮させる冷却手段と、前記蒸気タービンにより駆動し、前記冷却手段で凝縮した液体を前記原子炉圧力容器の内部に戻す凝縮液ポンプとを、有することを特徴とする。

本発明に係る無人・無動力原子炉冷却システムは、外部からの電力供給が停止し、さらに原子炉隔離時冷却設備やディーゼル非常電源が停止したときに作動するよう構成されていることが好ましい。本発明に係る無人・無動力原子炉冷却システムは、原子炉圧力容器の内部で発生した蒸気を、冷却手段により外気と熱交換させて冷却し凝縮させ、その凝縮した液体を原子炉圧力容器の内部に戻すことにより、原子炉の炉心を冷却することができる。この原子炉圧力容器の内部で発生した蒸気を外気で冷却して戻す冷却サイクルを維持することにより、炉心を冷却し続けることができる。冷却には空気を用いており、海水を使わないため、海水ポンプなどの損傷に対しても対応できる特徴を有する。

本発明に係る無人・無動力原子炉冷却システムは、蒸気タービンにより、冷却手段で凝縮した液体を原子炉圧力容器の内部に戻す凝縮液ポンプを駆動することができるため、外部からの電力供給や非常用電源がなくても、冷却サイクルを維持することができ、炉心を冷却し続けることができる。また、人間による操作がなくても、冷却サイクルが維持されるため、炉心を冷却し続けることができる。炉心が十分に冷却され、原子炉圧力容器の内部で蒸気が発生しなくなるまで冷却サイクルを維持することができ、原子炉が自動的に完全停止するまで、無人で炉心を冷却し続けることができる。このように、本発明に係る無人・無動力原子炉冷却システムは、外部からの電力や燃料・人的支援がなくても、崩壊熱が十分減少して原子炉が自動的に完全停止するまでの間、炉心を冷却し続けることができる。

本発明に係る無人・無動力原子炉冷却システムは、外気と熱交換して蒸気を冷却する冷却手段を比較的簡単な構造で構成することができるため、冷却手段が破損したり故障したりしにくく、長期間安定して蒸気の冷却を行うことができる。

本発明に係る無人・無動力原子炉冷却システムで、前記蒸気タービンは、前記原子炉圧力容器の内部の発熱量が所定の発熱量より大きいときに稼働する高圧タービンと、前記原子炉圧力容器の内部の発熱量が前記所定の発熱量より小さいときに稼働する低圧タービンとを有し、前記凝縮液ポンプは、前記高圧タービンにより駆動する高圧ポンプと、前記低圧タービンにより駆動する低圧ポンプとを有することが好ましい。

この場合、蒸気タービンは、稼働しはじめてから、炉心が冷却されて原子炉が自動的に完全停止するまで、原子炉圧力容器の内部の発熱量が大きく変化する範囲で使用されるため、発熱量が大きいときに効率的に稼働する高圧タービンと、発熱量が小さいときに効率的に稼働する低圧タービンとに分けることにより、凝縮液ポンプを効率よく駆動することができる。また、高圧タービンおよび低圧タービンの能力に応じて、凝縮液ポンプをそれぞれ高圧ポンプと低圧ポンプとに分けることにより、凝縮した液体を効率よく原子炉圧力容器の内部に戻すことができる。なお、蒸気タービンおよび凝縮液ポンプは、原子炉圧力容器の内部の発熱量に応じて、それぞれ３つ以上のタービンおよびポンプから構成されていてもよい。

本発明に係る無人・無動力原子炉冷却システムは、前記蒸気タービンが稼働を停止したとき、前記凝縮液ポンプを駆動可能に設けられた太陽光発電装置を有することが好ましい。この場合、何らかの原因で蒸気タービンが稼働を停止したときでも、太陽光発電装置により凝縮液ポンプを駆動することができ、炉心を冷却し続けることができる。また、原子炉圧力容器の内部の発熱量が減少して蒸気タービンが稼働を停止したときでも、原子炉が完全に停止するまで炉心を冷却し続けることができる。これにより、炉心溶融に至る危険性を回避することができ、安全性を高めることができる。

本発明に係る無人・無動力原子炉冷却システムは、前記原子炉圧力容器より高い位置に配置され、前記蒸気タービンが稼働を停止したとき駆動し、前記原子炉圧力容器の内部で発生した蒸気を外気と熱交換させて凝縮させ、凝縮した液体を前記原子炉圧力容器の内部に戻すよう構成されたサーモサイフォン式冷却装置を有することが好ましい。この場合、何らかの原因で蒸気タービンや凝縮液ポンプが稼働を停止したときでも、サーモサイフォン式冷却装置により、炉心を冷却し続けることができる。また、原子炉圧力容器の内部の発熱量が減少したり、冷却手段が故障したりして蒸気タービンや凝縮液ポンプが稼働を停止したときでも、原子炉が完全に停止するまで炉心を冷却し続けることができる。これにより、炉心溶融に至る危険性を回避することができ、安全性を高めることができる。

本発明に係る無人・無動力原子炉冷却システムで、前記冷却手段は熱交換装置と冷却塔とを有し、前記熱交換装置は、前記蒸気を通過させる複数の導管と、各導管の外側面に、外気と接する面積を増やすために設けられたフィンとを有し、前記冷却塔は免震構造で、互いの間を流体が通過可能に、互いに間隔を開けて配置された複数の脚部と、各脚部により設置面から所定の高さに支持された塔本体とを有し、前記塔本体は、下部に前記熱交換装置が配置され、前記熱交換装置の上方に前記蒸気と熱交換して温められた外気を排出するための煙突部を有していてもよい。

この場合、冷却塔が免震構造であるため、地震による被害を防ぐことができる。各脚部が互いの間を流体が通過可能に、互いに間隔を開けて配置され、塔本体が各脚部により設置面から所定の高さに支持されているため、各脚部の間を津波が流れ、津波による塔本体や熱交換装置の被害を防ぐことができる。塔本体は津波が到達する高さより高い位置に配置されることが好ましい。また、各脚部に津波で流された瓦礫等が当たって損傷するのを防止するために、各脚部の周囲に流体を通し瓦礫等を防ぐための、通水性および通気性の防護フェンスが設けられていることが好ましい。

また、この場合、熱交換装置で蒸気と熱交換して温められた外気が上昇し、煙突部を通って排出されるため、熱交換装置に新たな冷却用の外気を吸引することができ、冷却効率を高めることができる。熱交換装置に設けられたフィンにより、冷却効率をさらに高めることができる。熱交換装置は、凝縮した液体を効率よく収集可能に、上から下に向かって蒸気が流れるよう各導管が配置されていることが好ましい。熱交換装置は、導管に漏れや閉塞が生じたとき、その導管に蒸気が入るのを遮断するための、圧力センサと遮断弁とを有していることが好ましい。熱交換装置は、自然対流を用いた空冷冷却設備であって、送風機などの外部動力や海水などの冷却剤を必要としない特徴を有する。

本発明に係る無人・無動力原子炉冷却システムは、前記原子炉圧力容器の内部で発生した前記蒸気を、前記蒸気タービンを通して前記冷却手段に導くよう、前記原子炉圧力容器と原子力発電機用タービンとを結ぶ配管の途中に接続された蒸気パイプと、前記冷却手段で凝縮した前記液体を、前記原子炉圧力容器の内部に導くよう設けられた凝縮パイプと、前記蒸気タービンにより発電可能に設けられた発電機と、前記発電機で発電された電気を蓄えるバッテリーと、前記蒸気パイプに設けられ、前記原子炉圧力容器の内部が所定の温度を超えたとき、前記蒸気を前記蒸気パイプに導くよう構成された分岐バルブとを、有していてもよい。

この場合、凝縮液ポンプを駆動する電力以外の余った電気をバッテリーに蓄えることができる。バッテリーに蓄えられた電気は、原子炉制御室や様々なセンサ、コントローラーなどの電源として利用することができる。また、外部からの電力供給が停止し、さらに原子炉隔離時冷却設備やディーゼル非常電源が停止した後、炉心の崩壊熱により原子炉圧力容器の内部の温度が上昇し、所定の温度を超えたとき、分岐バルブにより原子炉圧力容器の内部の蒸気を蒸気パイプに導くことにより、蒸気タービンや冷却手段等を自動的に稼働させて、炉心の冷却を行うことができる。

本発明によれば、外部からの電力や燃料・人的支援がなくても、崩壊熱が十分減少して原子炉が自動的に完全停止するまでの間、炉心を冷却し続けることができる無人・無動力原子炉冷却システムを提供することができる。

本発明の第１の実施の形態の無人・無動力原子炉冷却システムの全体構成を示す側面図である。 原子炉停止後の炉心の崩壊熱およびその積算エネルギーの時間変化を示すグラフである。 図１に示す無人・無動力原子炉冷却システムの隔離機械室を示す構成図である。 図１に示す無人・無動力原子炉冷却システムの冷却手段を示す側面図である。 図１に示す無人・無動力原子炉冷却システムの熱交換装置を示す（ａ）正面図、（ｂ）側面図である。 図１に示す無人・無動力原子炉冷却システムのサーモサイフォン式冷却装置を示す側面図である。 図１に示す無人・無動力原子炉冷却システムの無動力熱交換器を示す斜視図である。 本発明の第２の実施の形態の無人・無動力原子炉冷却システムの全体構成を示す側面図である。

以下、図面に基づき、本発明の実施の形態について説明する。
図１乃至図７は、本発明の第１の実施の形態の無人・無動力原子炉冷却システムを示している。
図１に示すように、無人・無動力原子炉冷却システム１０は、外部からの電力供給が停止した沸騰水型原子力プラント（ＢＷＲ）の原子炉を冷却するための無人・無動力原子炉冷却システムである。無人・無動力原子炉冷却システム１０は、蒸気パイプ１１と分岐バルブ１２と蒸気タービン１３と冷却手段１４と凝縮パイプ１５と凝縮液ポンプ１６と発電機１７とバッテリー１８と太陽光発電装置１９とサーモサイフォン式冷却装置２０とコントロールユニット２１とを有している。

ＢＷＲである福島第一原子力発電所２号機（電気出力７８４ＭＷ）が停止してから、炉心が放出する崩壊熱の推定量とその積算エネルギーを、図２に示す。図２に示すように、緊急停止直後は原子炉隔離時冷却設備が１０時間程度作動するため、無人・無動力原子炉冷却システム１０は、約１０時間後の放熱量１５ＭＷを冷却する必要がある。また、１０年後の崩壊熱は１００ｋＷ、３０年後は３０ｋＷであるため、そのような小熱量でも動作する必要がある。つまり、無人・無動力原子炉冷却システム１０は、原子炉隔離時冷却設備停止直後の大出力から、１０〜３０年後の小出力の熱を扱い、かつ無人で動作する信頼性のあるものである必要がある。また、その間、外部電力や燃料の補給がなくても動作する必要がある。

図１に示すように、蒸気パイプ１１は、原子炉建屋内の格納容器に収納された原子炉圧力容器１と、タービン建屋内の原子力発電機用タービン２とを結ぶ主蒸気管３の途中に接続されている。蒸気パイプ１１は、原子炉圧力容器１の内部で発生した蒸気を、蒸気タービン１３を通して冷却手段１４に導くよう設けられている。

分岐バルブ１２は、原子炉圧力容器１と原子力発電機用タービン２とを結ぶ主蒸気管３に近い位置の、蒸気パイプ１１に設けられている。分岐バルブ１２は、原子炉圧力容器１の内部が２００℃を超えたとき、蒸気パイプ１１の入口を開いて、原子炉圧力容器１の内部の蒸気を蒸気パイプ１１に導くよう構成されている。

蒸気タービン１３は、原子炉圧力容器１の内部で発生し、蒸気パイプ１１を通ってきた蒸気により稼働するよう構成されている。図３に示すように、蒸気タービン１３は、原子炉圧力容器１の内部の発熱量が１ＭＷより大きいときに稼働する高圧タービン１３ａと、原子炉圧力容器１の内部の発熱量が１ＭＷより小さいときに稼働する低圧タービン１３ｂとを有している。高圧タービン１３ａおよび低圧タービン１３ｂは、蒸気パイプ１１に並列に接続されている。高圧タービン１３ａは、原子炉隔離時冷却設備タービンと同様な仕様のものから成っていることが好ましい。

蒸気タービン１３は、原子炉圧力容器１の内部の発熱量が１ＭＷまで減少すると、バルブが自動的に切り替わり、高圧タービン１３ａに流れていた蒸気が低圧タービン１３ｂに流れるようになっている。図２に示す例の場合、緊急停止してから約１年後に、高圧タービン１３ａから低圧タービン１３ｂに切り替わることになる。また、低圧タービン１３ｂは、原子炉圧力容器１の内部の発熱量が１００ｋＷ程度になるまで、無修理で１０年程度は作動する必要があるため、十分余裕を持った設計とすることが好ましい。高圧タービン１３ａおよび低圧タービン１３ｂは、効率よりも、無修理運用が可能な堅牢性および信頼性を優先した構成であることが好ましい。

図１および図４に示すように、冷却手段１４は、熱交換装置３１と冷却塔３２とを有している。図５に示すように、熱交換装置３１は、フィンチューブの熱交換器から成り、蒸気を通過させる複数の導管３１ａと、各導管３１ａの外側面に、外気と接する面積を増やすために設けられたフィン３１ｂとを有している。図５に示す具体的な一例では、熱交換装置３１は、１×２ｍの平板状のフィン３１ｂが３０ｍｍピッチで配置され、通風断面２×２ｍ、６段で高さ約７ｍのユニットとして構成されている。フィン３１ｂは、亜鉛メッキ鋼板またはガルバリウム鋼板製で、厚さが１ｍｍである。また、強度と外部からの衝撃とを考慮して、最下段および最上段のフィン３１ｂは、厚さを３ｍｍとしている。なお、フィン３１ｂは、熱的特性や重量を考えるとアルミ製にすることも考えられるが、アルミは大規模火災では燃焼するため、鋼板製の方がより適していると考えられる。フィン３１ｂを貫通する各導管３１ａは、直径３０ｍｍである。

また、熱交換装置３１は、蒸気ヘッダー３１ｃと凝縮液ヘッダー３１ｄと有している。熱交換装置３１は、各導管３１ａの両端がそれぞれ上部に配置された蒸気ヘッダー３１ｃと、下部に配置された凝縮液ヘッダー３１ｄとに接続されている。熱交換装置３１は、蒸気ヘッダー３１ｃが蒸気パイプ１１に接続され、凝縮液ヘッダー３１ｄが凝縮パイプ１５に接続されている。熱交換装置３１は、蒸気タービン１３を稼働させた後の蒸気を、蒸気パイプ１１から蒸気ヘッダー３１ｃに導入し、各導管３１ａに分岐させて上から下に向かって流し、各導管３１ａで外気と熱交換させて凝縮させるようになっている。さらに、熱交換装置３１は、その凝縮した液体を凝縮液ヘッダー３１ｄに集めて、凝縮パイプ１５に導くようになっている。

また、熱交換装置３１は、複数の導管３１ａを１つのユニットとして、複数のユニットから構成されており、ユニット毎に圧力センサ３１ｅと遮断弁３１ｆとを有している。熱交換装置３１は、あるユニット中の導管３１ａに漏れや閉塞が生じたとき、圧力センサ３１ｅが導管３１ａの圧力の異常を感知し、遮断弁３１ｆによりそのユニットに蒸気が入るのを遮断するようになっている。なお、崩壊熱は時間の経過とともに減少するため、冷却後期では全ての導管３１ａに蒸気を通す必要はないと考えられることから、蒸気の減少に応じて、いくつかの導管３１ａを遮断弁３１ｆで遮断するよう構成されていてもよい。

図４に示すように、冷却塔３２は、免震構造の基礎の上に設置されており、複数の脚部３２ａと塔本体３２ｂとを有している。各脚部３２ａは、互いの間を流体が通過可能に、互いに間隔を開けて配置されている。塔本体３２ｂは、各脚部３２ａにより設置面から所定の高さに支持されている。塔本体３２ｂは、下部に熱交換装置３１が設置され、熱交換装置３１の上方に、蒸気と熱交換して温められた外気を煙突効果で排出するための煙突部３２ｃを有している。塔本体３２ｂは、津波による熱交換装置３１の被害を防ぐよう、津波が到達すると想定される高さより高い位置に設置されている。図４に示す一例では、熱交換装置３１の下部の空気取り入れ口が大略地上１０ｍになるよう、設置されている。また、煙突部３２ｃは、熱交換装置３１の上部から大略３０ｍの高さを有している。

冷却塔３２は、津波で流された瓦礫等が各脚部３２ａに当たって損傷するのを防止するよう、各脚部３２ａの周囲に、流体を通し瓦礫等を防ぐための防護フェンス３２ｄが設置されている。冷却塔３２は、熱交換装置３１の上部および下部にも、飛散物や落下物等から熱交換装置３１を守るための防護フェンス３２ｄが設置されている。また、冷却塔３２は、蒸気に含まれる非凝縮性ガスを抜気して放射能を浄化し、大気に放出する放射性ガス浄化装置３２ｅを有している。

なお、冷却手段１４は、３０年間補修なしでも使用でき、地震や外部からの飛散物等にも耐えることができる強度を有していることが好ましい。熱交換装置３１は、余裕を持った大きさで設計されることが好ましい。熱交換装置３１は、温度によって伸縮するため、上下方向の隙間を十分に取って設置されることが好ましい。

図１に示すように、凝縮パイプ１５は、冷却手段１４で凝縮した液体を、原子炉圧力容器１の内部に導くよう、熱交換装置３１の凝縮液ヘッダー３１ｄと原子炉圧力容器１とを接続して設けられている。なお、蒸気パイプ１１および凝縮パイプ１５は、冷却手段１４との接続箇所で、地震などによる冷却塔３２の揺れにも対応できる構造を有している。

図１および図３に示すように、凝縮液ポンプ１６は、凝縮パイプ１５の途中に設けられ、蒸気タービン１３により駆動して、冷却手段１４で凝縮した液体を原子炉圧力容器１の内部に戻すよう構成されている。凝縮液ポンプ１６は、高圧タービン１３ａにより駆動する大型の高圧ポンプ１６ａと、低圧タービン１３ｂにより駆動する小型で小流量の低圧ポンプ１６ｂとを有している。高圧ポンプ１６ａおよび低圧ポンプ１６ｂは、凝縮パイプ１５に並列に接続されている。なお、高圧ポンプ１６ａおよび低圧ポンプ１６ｂは、効率よりも、無修理運用が可能な堅牢性および信頼性を優先した構成であることが好ましい。また、高圧ポンプ１６ａおよび低圧ポンプ１６ｂは、入口環境の圧力が低くキャビテーションが発生しやすいため、インデューサーなどを工夫しておくことが好ましい。

発電機１７は、蒸気タービン１３により発電可能に構成され、高圧タービン１３ａから高圧ポンプ１６ａを介して接続された高圧発電機１７ａと、低圧タービン１３ｂに接続された低圧発電機１７ｂとを有している。バッテリー１８は、高圧発電機１７ａおよび低圧発電機１７ｂに接続され、高圧発電機１７ａおよび低圧発電機１７ｂで発電された電気を蓄えるよう構成されている。なお、低圧ポンプ１６ｂは、低圧タービン１３ｂにより低圧発電機１７ｂで発電されてバッテリー１８に蓄えられた電気により駆動するようになっている。バッテリー１８は、低圧ポンプ１６ｂを駆動する電力以外の余った電気を蓄えて、原子炉中央制御室４や放射性ガス浄化装置３２ｅ、様々なセンサ、コントローラーなどの電源として利用可能になっている。

なお、図１および図３に示すように、蒸気タービン１３、凝縮液ポンプ１６、発電機１７およびバッテリー１８は、地震や津波、外部からの飛散物等に耐えることができるよう、堅牢な密閉容器から成る隔離機械室２２に収納されて、地下に配置されることが好ましい。この場合、蒸気パイプ１１および凝縮パイプ１５は、地下に配置される部分が、地震による振動を緩和可能な柔軟な構造を有していることが好ましい。また、炉心からの蒸気や、蒸気タービン１３および凝縮液ポンプ１６などの摩擦熱により、隔離機械室２２が高温になることを防ぐために、地中にヒートパイプ２２ａ等を設置して室内を一定温度に保つことが好ましい。各種バルブのコントロールは、長期の信頼性が低い電子・電動駆動部品の使用を極力避け、基本的に圧力制御であることが好ましい。炉心の発熱量が減少すると蒸気パイプ１１で凝縮が起こって詰まる可能性があるため、低圧タービン１３ｂの出口と低圧ポンプ１６ｂの入口との間に、液体のみを通過させるバイパス管路２３が設けられていることが好ましい。

図１および図３に示すように、太陽光発電装置１９は、冷却塔３２の南面に太陽電池パネルを貼り付けて設けられ、発電した電力をバッテリー１８に充電可能になっている。太陽電池パネルは、曇りの日でもその機能を果たせるよう、十分な面積に設置されていることが好ましい。太陽光発電装置１９は、蒸気タービン１３が稼働を停止したときでも、バッテリー１８を介して凝縮液ポンプ１６を駆動可能になっている。

図１および図６に示すように、サーモサイフォン式冷却装置２０は、原子炉圧力容器１より高い、原子炉建屋の屋上に配置されている。図６に示すように、サーモサイフォン式冷却装置２０は、原子炉圧力容器１と原子力発電機用タービン２とを結ぶ主蒸気管３から分岐した蒸気管３３と、それを各無動力熱交換器３８に分散するディストリビュータ３４と、シャットオフバルブ３５と、蒸気逆止弁３６と、圧力計３７と、無動力熱交換器３８と、凝縮水逆止弁３９と、シャットオフバルブ４０と、凝縮水収集配管４１と、原子炉圧力容器１に接続するパイプ４２とを有している。また、原子炉圧力容器１と原子力発電機用タービン２とを結ぶ主蒸気管３から分岐した真空ポンプ配管４３と、小型の真空ポンプ４４と、放射能除去フィルター４５と、排気煙突４６とを有している。

図７に示すように、無動力熱交換器３８は、自然対流フィン３８ａと、自然対流フィン３８ａに溶接された凝縮パイプ３８ｂとを有している。無動力熱交換器３８は、鉄製（鋼製）であり、ドブ付けの亜鉛メッキと塗料とにより防食処理されている。無動力熱交換器３８は、太陽光による過熱を防ぎ、容易に錆を認識できるよう、白色系の塗料で塗装されていることが好ましい。無動力熱交換器３８は、運用中に腐食により穴が開くことが予想される。このため、無動力熱交換器３８は、圧力計３７により腐食が進んだと思われるものはシャットオフバルブ３５で一旦遮断され、圧力の上昇を確認した後で、永久に遮断されるようになっている。

サーモサイフォン式冷却装置２０は、蒸気タービン１３が稼働を停止したとき駆動し、原子炉圧力容器１の内部で発生した蒸気を、無動力熱交換器３８で外気と熱交換させて凝縮させ、凝縮した液体を重力により原子炉圧力容器１の内部に戻すよう構成されている。サーモサイフォン式冷却装置２０は、以下のように動作する。まず、燃料棒の冷却水の沸点を最高８０℃（蒸気圧０．５気圧（絶対圧））に設定し、蒸気管３３内を常に負圧に保っておく。蒸気管３３から出た蒸気を、各無重力熱交換器３８に分岐し、自然対流フィン３８ａ付きの凝縮パイプ３８ｂで凝縮して水に戻す。その水を凝縮水収集配管４１で集め、重力を利用して炉心に流入させる。なお、サーモサイフォン式冷却装置２０は、使用済み燃料プール内の燃料を無動力で冷却して冷温状態を保つよう構成されていてもよい。

また、サーモサイフォン式冷却装置２０は、炉心で核反応や漏れにより生成された不凝縮ガスを、真空ポンプ４４で放射能除去フィルター４５を通して、排気煙突４６から常に排気するようになっている。排気されたガスは、ヨウ素やセシウム、その他放射性物質が除去されている。なお、サーモサイフォン式冷却装置２０が稼働する時点では、放射線による水素の発生はごく微量であると考えられる。サーモサイフォン式冷却装置２０は、バッテリー１８により、真空ポンプ４４、圧力計３７およびシャットオフバルブ３５が動作するようになっている。なお、サーモサイフォン式冷却装置２０は、中にたまった不凝縮ガスを時々、真空ポンプ４４で抜気することと、圧力をモニターして漏れのある無動力熱交換器３８を閉鎖する以外は、外部エネルギーを必要としない。

図７に示す具体的な一例では、無動力熱交換器３８は、大きさが約５×５×５ｍ、重さは約３７トンであり、厚さ１ｍｍ、面積５×３ｍの自然対流フィン３８ａを１００枚と、５０ｍｍのパイプを３６０ｍｍ間隔で自然対流フィン３８ａに溶接して成る凝縮パイプ３８ｂとを有している。この場合の無動力熱交換器３８の交換熱量を求めると、以下のようになる。

凝縮温度を、Ｔ_ｗ＝８０℃と設定する。自然対流フィン３８ａを、厚さｂ＝５０ｍｍ、高さＨ＝３ｍ、幅Ｗ＝５ｍの平行平板チャンネルとして近似する。フィン枚数は、ｎ＝１００枚である。凝縮パイプ３８ｂの間隔をＰ＝３６０ｍｍとし、矩形チャンネルでもほぼ類似な熱伝達率を示すものとする。等温鉛直平行平板チャンネルの平均熱伝達率は、ｈ＝３．１０と推定される。

自然対流フィン３８ａは、フィン高さＰ／４のフィンであり、鋼の熱伝導率をｋ＝４２．８Ｗ／ｍＫ、フィン周囲を２Ｈ、フィン厚さをｔ＝１ｍｍとすると、フィン効率は、０．７３となる。したがって、無動力熱交換器３８の１台の交換熱量Ｑ_ｓは、
となる。つまり、無動力熱交換器３８は、１台で２７２ｋＷの熱を除去できる。図２に示すように、福島第一原子力発電所２号機は、原子炉停止後１０年で、炉心の発熱量は約１００ｋＷであり、その凝縮水量は０．０５リットル／ｓである。このため、１０年後に蒸気タービン１３が稼働を停止して、無重力熱交換器が稼働する場合を想定したときでも、余裕を持って２〜３台設置すれば炉心の冷却は可能である。

図１および図３に示すように、コントロールユニット２１は、隔離機械室２２とは独立な完全密閉容器内に収容され、地下に配置されている。コントロールユニット２１は、外部電源、隔離機械室２２のバッテリー１８、および太陽光発電装置１９で駆動可能であり、中にはバックアップ電源を有し、全ての電源が途絶えても最終的に一定時間駆動するよう構成されている。コントロールユニット２１は、各種測定器とそれらのデータを無線で発信するコミュニケーションシステム、バルブ等の駆動信号の発信、マニュアル操作のための有線コミュニケーションシステム、コントロールコンピュータで構成されている。コントロールユニット２１は、原子炉停止後３０年で、本冷却システムの全機能が停止したとき、自動的に最終的なシャットダウンシークエンスを実行可能になっている。

無人・無動力原子炉冷却システム１０は、以下のように作動する。
原子炉が何らかの理由で緊急停止すると、制御棒が上がり臨界が停止する。炉心と原子力発電機用タービン２とを結ぶ主蒸気管３と給水管とが遮断され、電力が外部から得られる場合または非常電源が作動している場合は、緊急炉心冷却装置が作動して緊急の冷却を行う。さらに、残留熱除去設備で外部からの海水を熱交換器で循環し、炉心の水と熱交換することによって炉心の冷却が行われる。電源が得られないときは、原子炉隔離時冷却設備が作動して、圧力制御室の水が高温になって飽和するまで、炉心を冷却する。その炉心の冷却が停止した後、無人・無動力原子炉冷却システム１０が作動する。

なお、図２に示す一例では、臨界停止１０時間後の崩壊熱は約１５ＭＷであるため、無人・無動力原子炉冷却システム１０は、余裕を持って３０ＭＷの最大冷却能力が設定されていることが好ましい。また、原子炉隔離時冷却設備が作動している間に非常電源が途絶える場合には、主蒸気管３からバイパスで無人・無動力原子炉冷却システム１０の蒸気タービン１３に蒸気の一部を引き込み、発電して本体の原子炉中央制御室４の電力を確保することもできる。

原子炉隔離時冷却設備が停止した直後の炉心温度は、サプレッションチャンバーの飽和温度で約１００℃であると推定されるが、その後崩壊熱で圧力が上昇し、２００℃、１５気圧まで上昇する。その時、主蒸気管３の１系統から分岐された分岐バルブ１２が開き、蒸気パイプ１１に蒸気が流入する。なお、無人・無動力原子炉冷却システム１０が作動していないときには、蒸気パイプ１１や凝縮パイプ１５を１気圧（絶対圧）以上の窒素で満たし、水素を含む蒸気が流入しても爆発しないように措置をしておく。また、初期の蒸気には、比較的多量の放射能および水素が含まれているため、冷却塔３２の上部には放射性ガス浄化装置３２ｅの他に、初期放射性ガス除去装置を備え、水素爆発が起きないようにしておくことが好ましい。

蒸気パイプ１１に流入した蒸気は、高圧タービン１３ａを駆動し、冷却手段１４の熱交換装置３１に流入する。このとき、高圧タービン１３ａ内の断熱膨張で、蒸気の温度が約１５０℃まで下がるよう設定しておく。この過程で、最大５ＭＷのタービン出力が得られる。冷却手段１４に流入した蒸気は、フィンチューブ型の熱交換装置３１の導管３１ａで空気と熱交換して凝縮する。蒸気で加熱された空気は、冷却塔３２の中で浮力を得て外部に排出される。その浮力によって、熱交換装置３１の入口の空気を吸引する。つまり、冷却塔３２が煙突となり、冷却空気を導入する。

入口空気温度４０℃、導管３１ａの凝縮温度１５０℃（４．５気圧）で、フィン３１ｂの平均温度が１００℃となる場合、図５に示すフィン３１ｂが５段の１ユニット当たりの放熱量は、１．２ＭＷとなるため、３０ＭＷの熱を吸収するためには、そのユニットが大略２５台必要となる。このとき、熱交換装置３１の入口直径は、約１２ｍとなる。

凝縮した水は、高圧タービン１３ａと直結した高圧ポンプ１６ａで主給水管の１系統を経由して炉心に戻される。作動初期における水の流量は、約１４リットル／秒である。この凝縮水を送水する動力は３０ｋＷ程度であるため、高圧タービン１３ａの出力には十分余裕がある。その余剰エネルギーで発電機１７を回し、隔離機械室２２のバッテリー１８およびコントロールユニット２１の電池の充電、ならびに原子炉中央制御室４の電源確保に使用することができ、システムの健全性を維持することができる。高圧タービン１３ａが作動している間は、タービン入口圧力を１５気圧に保ち、動作させる。１年後、炉心の発熱量が約１ＭＷに減少した時点で、蒸気流路が低圧タービン１３ｂに切り替わる。

低圧タービン１３ｂに切り替わったときの凝縮水の流量は、０．５リットル／秒である。低圧タービン１３ｂの設定圧力を、１２０℃で２気圧に設定しておく。蒸気圧を常に大気圧より大きくしておくのは、炉心に空気が入って水素爆発するのを防ぐためである。また、冷却塔３２の上部に設置された真空ポンプおよび放射性ガス浄化装置３２ｅで、常に非凝縮製ガスを連続的に取り出すことにより、熱交換装置３１の性能を維持する。低圧タービン１３ｂに接続された低圧発電機１７ｂは、バッテリー１８に接続され、その電力で小型の低圧ポンプ１６ｂを駆動して、凝縮水を原子炉内に注水する。この段階では、原子炉中央制御室４等に電力を供給しない。これらの過程で失われた水は、原子炉の水タンクから炉心に供給される。低圧タービン１３ｂは、炉心発熱量が１００ｋＷになる１０年後まで動作させる。その期間の後半では、蒸気は熱交換装置３１に到達しないで凝縮する分もあるため、その凝縮水はバイパス管路２３を通して低圧ポンプ１６ｂに供給される。

それ以後も自立運転する場合には、冷却塔３２に設置した太陽光発電装置１９でバッテリー１８を充電し、低圧ポンプ１６ｂで炉心注水を継続する。また、低圧ポンプ１６ｂが動作しなくなったときには、原子炉より上に設置されたサーモサイフォン式冷却装置２０で炉心の冷却を継続する。３０年後に炉心発熱量が３０ｋＷに減少して原子炉が自動停止したとき、全てのバルブを閉鎖し、燃料棒を取り出すか炉建屋を完全に封鎖する。このシャットアウトシークエンスは、コントロールユニット２１により、バッテリー１８の電力を利用して実行される。

以上のプロセスは、１０年もしくは３０年間完全に作業員が不在の場合に想定される最悪の場合のシナリオである。実際には、この動作プロセスの途中で保守点検を行う場合が多い。また、電源が回復すれば、本来の炉心冷却設備を作動させることができる。

このように、無人・無動力原子炉冷却システム１０は、原子炉圧力容器１の内部で発生した蒸気を、冷却手段１４により外気と熱交換させて冷却し凝縮させ、その凝縮した液体を原子炉圧力容器１の内部に戻すことにより、原子炉の炉心を冷却することができる。この原子炉圧力容器１の内部で発生した蒸気を外気で冷却して戻す冷却サイクルを維持することにより、炉心を冷却し続けることができる。

無人・無動力原子炉冷却システム１０は、蒸気タービン１３により、冷却手段１４で凝縮した液体を原子炉圧力容器１の内部に戻す凝縮液ポンプ１６を駆動することができるため、外部からの電力供給や非常用電源がなくても、冷却サイクルを維持することができ、炉心を冷却し続けることができる。また、人間による操作がなくても、冷却サイクルが維持されるため、炉心を冷却し続けることができる。炉心が十分に冷却され、原子炉圧力容器１の内部で蒸気が発生しなくなるまで冷却サイクルを維持することができ、原子炉が自動的に完全停止するまで、炉心を冷却し続けることができる。このように、無人・無動力原子炉冷却システム１０は、原子炉の主要機器が動作していれば、外部からの電力や燃料・人的支援がなくても、崩壊熱が十分減少して原子炉が自動的に完全停止するまでの間、炉心を冷却し続けることができる。無人・無動力原子炉冷却システム１０は、新設の原子炉だけでなく、既存の原子炉にも設置可能である。

無人・無動力原子炉冷却システム１０は、稼働しはじめてから、炉心が冷却されて原子炉が自動的に完全停止するまで、原子炉圧力容器１の内部の発熱量が大きく変化する範囲で蒸気タービン１３が使用されるため、蒸気タービン１３を発熱量が大きいときに効率的に稼働する高圧タービン１３ａと、発熱量が小さいときに効率的に稼働する低圧タービン１３ｂとに分けることにより、凝縮液ポンプ１６を効率よく駆動することができる。また、高圧タービン１３ａおよび低圧タービン１３ｂの能力に応じて、凝縮液ポンプ１６をそれぞれ高圧ポンプ１６ａと低圧ポンプ１６ｂとに分けることにより、凝縮した液体を効率よく原子炉圧力容器１の内部に戻すことができる。

無人・無動力原子炉冷却システム１０は、外気と熱交換して蒸気を冷却する冷却手段１４を比較的簡単な構造で構成することができるため、冷却手段１４が破損したり故障したりしにくく、長期間安定して蒸気の冷却を行うことができる。冷却塔３２が免震構造であるため、地震による被害を防ぐことができる。各脚部３２ａが互いの間を流体が通過可能に、互いに間隔を開けて配置され、塔本体３２ｂが各脚部３２ａにより設置面から所定の高さに支持されているため、各脚部３２ａの間を津波が流れ、津波による塔本体３２ｂや熱交換装置３１の被害を防ぐことができる。また、熱交換装置３１で蒸気と熱交換して温められた外気が上昇し、煙突部３２ｃを通って排出されるため、熱交換装置３１に新たな冷却用の外気を吸引することができ、冷却効率を高めることができる。このように、熱交換装置３１は、蒸気の凝縮熱で自然対流を起こし、炉心を冷却することができ、無動力での長期の崩壊熱除去に有効である。

無人・無動力原子炉冷却システム１０は、何らかの原因で蒸気タービン１３が稼働を停止したときでも、太陽光発電装置１９により凝縮液ポンプ１６を駆動することができ、無動力で炉心を冷却し続けることができる。また、原子炉圧力容器１の内部の発熱量が減少して蒸気タービン１３が稼働を停止したときでも、太陽光発電装置１９により原子炉が完全に停止するまで炉心を冷却し続けることができる。これにより、炉心溶融に至る危険性を回避することができ、安全性を高めることができる。

また、無人・無動力原子炉冷却システム１０は、何らかの原因で蒸気タービン１３や凝縮液ポンプ１６が稼働を停止したときでも、サーモサイフォン式冷却装置２０により、ほぼ無動力で炉心を冷却し続けることができる。また、原子炉圧力容器１の内部の発熱量が減少したり、冷却手段１４が故障したりして蒸気タービン１３や凝縮液ポンプ１６が稼働を停止したときでも、サーモサイフォン式冷却装置２０により、原子炉が完全に停止するまで炉心を冷却し続けることができる。これにより、炉心溶融に至る危険性を回避することができ、安全性を高めることができる。

図８は、本発明の第２の実施の形態の無人・無動力原子炉冷却システム５０を示している。
図８に示すように、無人・無動力原子炉冷却システム５０は、外部からの電力供給が停止した加圧水型原子力プラント（ＰＷＲ）の原子炉を冷却するための無人・無動力原子炉冷却システムである。無人・無動力原子炉冷却システム５０は、蒸気パイプ１１と分岐バルブ１２と蒸気タービン１３と冷却手段１４と凝縮パイプ１５と凝縮液ポンプ１６と発電機１７とバッテリー１８と太陽光発電装置１９とサーモサイフォン式冷却装置２０とコントロールユニット２１とを有している。

なお、無人・無動力原子炉冷却システム５０の実施態様は、原子炉のタイプが異なる以外は、本発明の第１の実施の形態の無人・無動力原子炉冷却システム１０とほぼ同様である。このため、以下の説明では、本発明の第１の実施の形態の無人・無動力原子炉冷却システム１０と同一の構成には同一の符号を付して、重複する説明を省略する。

加圧水型原子炉（ＰＷＲ）の場合、原子炉隔離時冷却設備がないため、初期の炉心冷却には余熱除去設備（ＲＨＲＳ）５を作動させることになる。炉心が緊急停止すると、制御棒が下がり炉心の臨界が停止する。炉心が一次喪失した場合は、非常用炉心低客設備（ＥＣＣＳ）が作動し、炉心にホウ酸水等を注入する。その後、炉心の発熱が減少してから余熱除去設備５が作動する。外部電源がない場合は、ディーゼル非常電源などの緊急電源でＥＣＣＳおよび余熱除去設備５が作動する。外部電源および緊急電源が作動しなくなり、余熱除去設備５が停止して炉内圧力が上がったときに、無人・無動力原子炉冷却システム５０が作動する。

まず、ブローダウンにより炉心の圧力を１４ＭＰａ以上から７ＭＰａの飽和圧力まで降下させて蒸気を発生させる。そのとき、高温高圧の水が気液分離するように気液分離器６を介して蒸気を取り出す必要がある。さらに、この蒸気の圧力を調圧弁で２ＭＰａまで減少させた後、その蒸気により高圧タービン１３ａを駆動し、凝縮水を循環させる。なお、凝縮水を高圧の炉心に送り込むため、凝縮液ポンプ１６の作動圧力は無人・無動力原子炉冷却システム１０のものよりも大きくすることに注意する必要がある。

高圧タービン１３ａに接続した高圧発電機１７ａの電力で、余熱除去設備５を駆動させる。なお、原子炉が余熱除去設備５により冷えると蒸気が発生しなくなるため、余熱除去設備５が作動しなくなる。余熱除去設備５が停止すると、再び炉内圧力が上がって蒸気が発生し、無人・無動力原子炉冷却システム５０が作動する。このように、無人・無動力原子炉冷却システム５０が間欠的に動くため、これに合わせて、余熱除去設備５の１系統が間欠的に動作するよう構成しておく。炉心の崩壊熱が収まり、初期冷却が終了すると、無人・無動力原子炉冷却システム５０のみで炉心冷却を継続する。炉心の冷却水が減少した場合は、緊急給水系から水を注入する。

また、何らかの理由でＥＣＣＳおよび余熱除去設備５が作動しない場合にも、無人・無動力原子炉冷却システム５０のみで炉心の冷却を行う必要がある。炉心停止直後の崩壊熱は大きいため、無人・無動力原子炉冷却システム５０の冷却能力（例えば、３０ＭＷ）を超える場合がある。この場合には、炉心から分岐した蒸気を一部バイパスし、緊急時蒸気放出器７を介して炉内蒸気を環境にブローオフすることになる。環境に放出する前に、水と砂を満たした緊急浄化装置で放出放射能を極力低下させる必要がある。この時点で炉心損傷は起きていないため、環境への放射能放出は限定的であると考えられる。この、ブローオフは長くても１０時間である。ブローオフで失われた水は、緊急給水系から炉心に注入される。なお、この緊急ブローオフ装置は、ＢＷＲの隔離時原子炉冷却装置が作動しない場合のバックアップとして設置されてもよい。

１ 原子炉圧力容器
２ 原子力発電機用タービン
３ 主蒸気管
４ 原子炉中央制御室
１０ 無人・無動力原子炉冷却システム
１１ 蒸気パイプ
１２ 分岐バルブ
１３ 蒸気タービン
１３ａ 高圧タービン
１３ｂ 低圧タービン
１４ 冷却手段
１５ 凝縮パイプ
１６ 凝縮液ポンプ
１６ａ 高圧ポンプ
１６ｂ 低圧ポンプ
１７ 発電機
１７ａ 高圧発電機
１７ｂ 低圧発電機
１８ バッテリー
１９ 太陽光発電装置
２０ サーモサイフォン式冷却装置
２１ コントロールユニット
２２ 隔離機械室
２２ａ ヒートパイプ
２３ バイパス管路
３１ 熱交換装置
３１ａ 導管
３１ｂ フィン
３１ｃ 蒸気ヘッダー
３１ｄ 凝縮液ヘッダー
３１ｅ 圧力センサ
３１ｆ 遮断弁
３２ 冷却塔
３２ａ 脚部
３２ｂ 塔本体
３２ｃ 煙突部
３２ｄ 防護フェンス
３２ｅ 放射性ガス浄化装置
３３ 蒸気管
３４ ディストリビュータ
３５ シャットオフバルブ
３６ 蒸気逆止弁
３７ 圧力計
３８ 無動力熱交換器
３９ 凝縮水逆止弁
４０ シャットオフバルブ
４１ 凝縮水収集配管
４２ パイプ
４３ 真空ポンプ配管
４４ 真空ポンプ
４５ 放射能除去フィルター
４６ 排気煙突

Claims (6)

1. 外部からの電力供給が停止した原子力発電プラントの原子炉を冷却するための無人・無動力原子炉冷却システムであって、
   原子炉圧力容器の内部で発生した蒸気により稼働する蒸気タービンと、
   前記蒸気タービンを稼働させた後の前記蒸気を外気と熱交換させて凝縮させる冷却手段と、
   前記蒸気タービンにより駆動し、前記冷却手段で凝縮した液体を前記原子炉圧力容器の内部に戻す凝縮液ポンプとを、
   有することを特徴とする無人・無動力原子炉冷却システム。
2. 前記蒸気タービンは、前記原子炉圧力容器の内部の発熱量が所定の発熱量より大きいときに稼働する高圧タービンと、前記原子炉圧力容器の内部の発熱量が前記所定の発熱量より小さいときに稼働する低圧タービンとを有し、
   前記凝縮液ポンプは、前記高圧タービンにより駆動する高圧ポンプと、前記低圧タービンにより駆動する低圧ポンプとを有することを
   特徴とする請求項１記載の無人・無動力原子炉冷却システム。
3. 前記蒸気タービンが稼働を停止したとき、前記凝縮液ポンプを駆動可能に設けられた太陽光発電装置を有することを特徴とする請求項１または２記載の無人・無動力原子炉冷却システム。
4. 前記原子炉圧力容器より高い位置に配置され、前記蒸気タービンが稼働を停止したとき駆動し、前記原子炉圧力容器の内部で発生した蒸気を外気と熱交換させて凝縮させ、凝縮した液体を前記原子炉圧力容器の内部に戻すよう構成されたサーモサイフォン式冷却装置を有することを特徴とする請求項１乃至３のいずれか１項記載の無人・無動力原子炉冷却システム。
5. 前記冷却手段は熱交換装置と冷却塔とを有し、
   前記熱交換装置は、前記蒸気を通過させる複数の導管と、各導管の外側面に、外気と接する面積を増やすために設けられたフィンとを有し、
   前記冷却塔は免震構造で、互いの間を流体が通過可能に、互いに間隔を開けて配置された複数の脚部と、各脚部により設置面から所定の高さに支持された塔本体とを有し、前記塔本体は、下部に前記熱交換装置が配置され、前記熱交換装置の上方に前記蒸気と熱交換して温められた外気を排出するための煙突部を有していることを
   特徴とする請求項１乃至４のいずれか１項記載の無人・無動力原子炉冷却システム。
6. 前記原子炉圧力容器の内部で発生した前記蒸気を、前記蒸気タービンを通して前記冷却手段に導くよう、前記原子炉圧力容器と原子力発電機用タービンとを結ぶ配管の途中に接続された蒸気パイプと、
   前記冷却手段で凝縮した前記液体を、前記原子炉圧力容器の内部に導くよう設けられた凝縮パイプと、
   前記蒸気タービンにより発電可能に設けられた発電機と、
   前記発電機で発電された電気を蓄えるバッテリーと、
   前記蒸気パイプに設けられ、前記原子炉圧力容器の内部が所定の温度を超えたとき、前記蒸気を前記蒸気パイプに導くよう構成された分岐バルブとを、
   有することを特徴とする請求項１乃至５のいずれか１項記載の無人・無動力原子炉冷却システム。