JP2013002834A - 原子炉の非常用冷却装置 - Google Patents

Abstract

【課題】長期間にわたり蒸気を復水させ続けることを可能にする。
【解決手段】非常時に炉心の崩壊熱によって発生した蒸気を導入して冷却する非常用復水器１と、非常用復水器１にその熱を利用して自然循環で冷却水３を循環させる第１の冷却系２と、冷却水３を冷却する熱交換器４と、熱交換器４にその熱を利用して自然循環で冷却用の海水を海２０から循環させる第２の冷却系５を備えている。海水を最終ヒートシンクにしている。
【選択図】図１

Description

本発明は、原子炉の非常用冷却装置に関する。さらに詳しくは、本発明は、非常時に炉心の崩壊熱によって発生した蒸気を冷却して復水させる非常用復水器を備える非常用冷却装置に関するものである。

非常時に炉心の崩壊熱によって発生した蒸気を冷却して復水させる非常用復水器を備える原子炉がある（例えば、特開平５−２５６９７６号公報）。この原子炉を図５に示す。圧力容器１０１の上には非常用復水器プール１０２が設けられており、非常用復水器プール１０２内に非常用復水器１０３が設置されている。非常用復水器１０３は非常用復水器プール１０２内の冷却水によって冷却される。

圧力容器１０１からドライウェル１０４に放出された蒸気が圧力抑制プール１０５内の冷却水の温度上昇に伴って凝縮され難くなると、ドライウェル１０４内の蒸気が配管１０６から非常用復水器１０３に導かれて冷却され復水される。復水は、遠隔操作の仕切り弁１０７が開かれることで配管１０８を通ってスプレイノズル１０９から圧力抑制室１１０内にスプレイされる。復水のスプレイによって圧力抑制室１１０内の蒸気が凝縮され、圧力抑制室１１０内の圧力上昇が抑えられる。

特開平５−２５６９７６号公報

しかしながら、上述の原子炉では、非常用復水器１０３を非常用復水器プール１０２内に設置し、この非常用復水器プール１０２内の冷却水によって非常用復水器１０３を冷却しているので、冷却水を供給するためのポンプ等を不要にできるが、非常用復水器プール１０２内に大量の冷却水を貯えておくことができず、長期間にわたり蒸気を復水させ続けることができない。

本発明は、長期間にわたり蒸気を復水させ続けることが可能な原子炉の非常用冷却装置を提供することを目的とする。

かかる目的を達成するために、請求項１記載の原子炉の非常用冷却装置は、非常時に炉心の崩壊熱によって発生した蒸気を導入して冷却する非常用復水器と、非常用復水器にその熱を利用して自然循環で冷却水を循環させる第１の冷却系と、冷却水を冷却する熱交換器と、熱交換器にその熱を利用して自然循環で冷却用の海水を海から循環させる第２の冷却系を備えている。

したがって、非常時に非常用復水器に導かれた蒸気は第１の冷却系によって冷却され、復水される。蒸気を冷却した熱は第１の冷却系→熱交換器→第２の冷却系へと伝達され、海に放出される。即ち、海水を最終ヒートシンクとしている。第１の冷却系は温度差による冷却水の密度差を利用した自然循環によって冷却水を循環させ、第２の循環系は温度差による海水の密度差を利用した自然循環により海水を循環させるので、自然の力を利用して熱の運搬を行うことができる。

また、請求項２記載の原子炉の非常用冷却装置は、非常用復水器は冷却水の流入口よりも流出口が高くなっており、第１の冷却系は、非常用復水器よりも低い位置に設けられ、熱交換器を収容する加圧タンクと、加圧タンク内の冷却水を非常用復水器に導く供給通路と、非常用復水器を通り抜けて加熱された冷却水を加圧タンク内に導く戻り通路と、戻り通路内の冷却水を冷却して下向きの自然循環力を発生させる冷却手段と、加圧タンク内の冷却水を加圧して流路の最も高い位置まで冷却水を満たす加圧手段を備え、非常用復水器による加熱と冷却手段による冷却とで冷却水を自然循環させるものである。

したがって、第１の冷却系が冷却水を加圧タンク→供給通路→非常用復水器→戻り通路→加圧タンクへと循環させるループとなる。このループは、加圧タンクよりも非常用復水器が高い位置に配置され、非常用復水器の流入口よりも流出口が高い位置に配置されているので、低い位置（加圧タンク）→高い位置→低い位置（加圧タンク）へと戻るループとなる。したがって、冷却水が加熱される非常用復水器では上昇力が発生し、冷却水が冷却される戻り通路では下降力が発生し、全体としてループ内を循環する冷却水の流れが形成される。冷却水は加圧手段によって加圧されているので、ループの最上端にまで冷却水が持ち上げられて満たされており、冷却水の循環が可能になっている。

また、請求項３記載の原子炉の非常用冷却装置は、冷却手段が、加圧タンク内の冷却水を吸い上げて戻り通路内の冷却水を冷却した後に放熱させながら加圧タンク内へと戻す循環路を備えており、戻り通路内の冷却水による加熱と放熱による冷却とで循環路内の冷却水を自然循環させるものである。

したがって、冷却手段が加圧タンク内の冷却水を吸い込んで第１の冷却系の戻り通路の周囲を循環させて加圧タンクに戻すループとなる。このループは、加圧タンクよりも戻り通路が高い位置に配置されているので、低い位置（加圧タンク）→高い位置→低い位置（加圧タンク）へと戻るループとなる。したがって、戻り通路内の冷却水を冷却する部位では冷却水が加熱されて上昇力が発生し、放熱を行う部位では冷却水が冷却されて下降力が発生し、全体としてループ内を循環する冷却水の流れが形成される。冷却水は加圧手段によって加圧されているので、ループの最上端にまで冷却水が持ち上げられて満たされており、冷却水の循環が可能になっている。また、加圧タンク内の冷却水を循環させるので、第１の冷却系と同じ冷却水を使用して冷却を行うことができる。

また、請求項４記載の原子炉の非常用冷却装置は、熱交換器は海水の流入口よりも流出口が高くなっており、第２の冷却系は、海水を海から熱交換器に導く取水通路と、熱交換器を通り抜けて加熱された海水を海に導く排水通路を備え、取水通路の取水口は排水通路の排水口よりも低い位置に設けられている。

したがって、第２の冷却系が冷却用の海水を海→取水通路→熱交換器→排水通路→海へと循環させるループとなる。このループは、取水通路の取水口よりも排水通路の排水口が高い位置に配置されると共に、熱交換器の流入口よりも流出口が高い位置に配置されているので、海水が加熱される熱交換器では上昇力が発生し、全体としてループ内を自然循環する海水の流れが形成される。

また、請求項５記載の原子炉の非常用冷却装置は、沸騰水型原子炉に設けられ、圧力容器内の蒸気を非常用復水器に循環させるものである。したがって、沸騰水型原子炉に適用することができる。

さらに、請求項６記載の原子炉の非常用冷却装置は、加圧水型原子炉に設けられ、蒸気発生器で発生した蒸気を非常用復水器に循環させるものである。したがって、加圧水型原子炉に適用することができる。

請求項１記載の原子炉の非常用冷却装置では、海水を最終ヒートシンクとしているので、熱容量が膨大であり、長期間にわたり非常用復水器の冷却を継続することができる。そのため、長期間にわたり炉心の崩壊熱の除去が可能になる。また、自然の力を利用して熱を最終ヒートシンクに伝達するので、発電機やポンプ等の動力源が不要であり、静的安全系（Passive Safety System）を構成することができる。

また、請求項２記載の原子炉の非常用冷却装置では、第１の冷却系が高低差を有するループになり、非常用復水器による加熱と冷却手段による冷却とで冷却水に位置的な温度差を形成することができるので、冷却水を自然循環させることができる。このため、動力を使わずに冷却水を循環させて非常用復水器を冷却し続けることができる。

また、請求項３記載の原子炉の非常用冷却装置では、冷却手段が高低差を有するループになり、第１の冷却系の戻り通路との熱交換による加熱と放熱による冷却とで冷却水に位置的な温度差を形成することができるので、冷却水を自然循環させることができる。このため、動力を使わずに冷却水を循環させて第１の冷却系の戻り通路を冷却し続けることができる。また、第１の冷却系と同じ冷却水を使用して冷却を行うことができるので、わざわざ別の冷却水を準備しておく必要がなくなり、装置の複雑化、大型化を防止することができる。

また、請求項４記載の原子炉の非常用冷却装置では、第２の冷却系が高低差を有するループになり、熱交換器による加熱によって海水に位置的な温度差を形成することができるので、海水を自然循環させることができる。このため、動力を使わずに海水を循環させて第１の冷却系の冷却水を冷却し続けることができる。

また、請求項５記載の原子炉の非常用冷却装置のように、沸騰水型原子炉の圧力容器内の蒸気を非常用復水器に循環させるようにすることで、沸騰水型原子炉に適用することができる。

さらに、請求項６記載の原子炉の非常用冷却装置のように、加圧水型原子炉の蒸気発生器で発生した蒸気を非常用復水器に循環させるようにすることで、加圧水型原子炉に適用することができる。

本発明の原子炉の非常用冷却装置の実施形態の一例を示す概略構成図である。 第１の冷却系の戻り通路及び冷却手段を示し、（Ａ）は折り返し部近傍の概略構成図、（Ｂ）は（Ａ）のＡ−Ａ’線に沿う断面の概略構成図である。 本発明の原子炉の非常用冷却装置を沸騰水型原子炉に適用した場合の例を示す概略構成図である。 本発明の原子炉の非常用冷却装置を加圧水型原子炉に適用した場合の例を示す概略構成図である。 従来の非常用復水器を備えた原子炉を示す断面図である。

以下、本発明の構成を図面に示す形態に基づいて詳細に説明する。

図１及び図２に、本発明の原子炉の非常用冷却装置の実施形態の一例を示す。原子炉の非常用冷却装置（以下、単に非常用冷却装置という）は、非常時に炉心の崩壊熱によって発生した蒸気を導入して冷却する非常用復水器１と、非常用復水器１にその熱を利用して自然循環で冷却水３を循環させる第１の冷却系２と、冷却水３を冷却する熱交換器４と、熱交換器４にその熱を利用して自然循環で冷却用の海水を海から循環させる第２の冷却系５を備えるものである。

非常用復水器１は蒸気を第１の冷却系２の冷却水３によって冷却して凝縮させるものであり、本実施形態では蒸気／水側の流路１ａ内に第１の冷却系２の冷却水３側の流路１ｂを設けている。かかる構成にすることで、冷却水３側の流路１ｂ内に蒸気／水側の流路１ａを設ける構成に比べて、圧力容器から導入した蒸気の境界（圧力バウンダリ）を単純な形状にすることができ、安全上より一層有利である。ただし、冷却水３側の流路１ｂ内に蒸気／水側の流路１ａを設けても良く、この場合であっても安全的な問題は特に生じない。本実施形態の非常用復水器１は縦型であり、上下方向にそって各流路１ａ，１ｂが形成されている。

蒸気引き込み管６は非常用復水器１の側面の上部に、復水戻し管７は非常用復水器１の側面の下部にそれぞれ接続されており、蒸気は蒸気／水側の流路１ａ内を上から下に向けて流れながら冷却される。蒸気引き込み管６の途中には遠隔操作で流路を開閉する第１の制御弁８が設けられている（図３，４参照）。第１の制御弁８を開くことで、蒸気の導入が可能になる。第１の制御弁８はスクラム等による原子炉の運転停止によって自動的に開操作されるが、作業員が手動によって開操作することもできる。

非常用復水器１は後述する圧力容器（沸騰水型原子炉）又は蒸気発生器（加圧水型原子炉）よりも高い位置に設けられており、第１の制御弁８を開くだけで圧力容器又は蒸気発生器から蒸気を導入し、復水を重力を利用して戻すことができる。

冷却水３の流出口１ｃは流入口１ｄよりも高い位置に設けられており、冷却水３は冷却水３側の流路１ｂ内を下から上に向けて流れながら加熱される。本実施形態では、非常用復水器１の底面に流入口１ｄが、上面に流出口１ｃが設けられている。冷却水３側の流路１ｂは多数のパイプを並列に並べた構成であり、冷却水３の流れを流入口１ｄから各パイプへと分岐させた後、各パイプから流出口１ｃへと集合させている。

第１の冷却系２は、非常用復水器１よりも低い位置に設けられ、熱交換器４を収容する加圧タンク９と、加圧タンク９内の冷却水３を非常用復水器１に導く供給通路１０と、非常用復水器１を通り抜けて加熱された冷却水３を加圧タンク９内に導く戻り通路１１と、戻り通路１１内の冷却水３を冷却して下向きの自然循環力を発生させる冷却手段１２と、加圧タンク９内の冷却水３を加圧して流路の最も高い位置まで冷却水３を満たすようにする加圧手段１３を備え、非常用復水器１による加熱と冷却手段１２による冷却とで冷却水３を自然循環させるものである。

加圧タンク９は密閉されており、冷却水３と天板９ａとの間には加圧手段１３として圧縮空気が封入されている。圧縮空気、圧縮した不活性ガス等の圧縮ガスを封入することで、冷却水３を加圧できると共に、冷却水３の液面変動を吸収することができる。また、冷却水３を加圧することで、流路の最も高い位置まで冷却水３を持ち上げることができる他、冷却水３の沸騰が非常用復水器１でのみ生じるようにしている。なお、冷却水３を沸騰させないようにしても良い。冷却水３としては、例えば淡水が使用されている。淡水を使用することで、例えば海水を使用する場合に比べて配管を腐食し難くすることができる。ただし、必ずしも淡水に限るものではなく、海水等の使用も可能である。本実施形態では海辺の地面を掘り下げて加圧タンク９を設けている。

なお、加圧手段１３として、加圧タンク９内の圧縮ガスが封入されている空間に連通するアキュームレータやポンプ等の圧力源を設けておき、漏れ等により当該空間の圧力が低下した場合や非常時に圧力を供給するようにしても良い。

供給通路１０は加圧タンク９内の冷却水３中から延び、天板９ａを貫通して上昇し、非常用復水器１の底面の流入口１ｄに接続されている。また、戻り通路１１は非常用復水器１の上端とほぼ同じ高さの位置から下方に向けて延び、加圧タンク９の天板９ａを貫通し、冷却水３中へと下降している。供給通路１０の取水口１０ａは戻り通路１１の排水口１１ａよりも低い位置に配置され、加圧タンク９内のより温度の低い冷却水３を取水することができる。非常用復水器１の流出口１ｃと戻り通路１１の上端は接続通路１５で接続されており、加圧タンク９内の冷却水３を加圧タンク９→供給通路１０→非常用復水器１の冷却水３側の流路１ｂ→接続通路１５→戻り通路１１→加圧タンク９へと循環させるループ（流路）を構成する。このループは、その配管が下から上に向かう部分と非常用復水器１による冷却水３の加熱部分とが一致し、その配管が上から下に向かう部分と冷却手段１２による冷却水３の冷却部分とが一致しており、加熱・冷却による自然循環に適したループとなっている。

第１の冷却系２のループの最も高い位置、本実施形態では接続通路１５の途中位置には、ループ内を冷却水３で満たす場合にループ内の空気を抜くための排気弁１６が設けられている。加圧手段１３によって冷却水３を加圧し、排気弁１６を開けて空気を抜きながらループ内の冷却水３の水位を上げてループ内を冷却水３で満たすようにしている。排気弁１６はループ内に冷却水３を入れる場合にのみ使用され、非常用冷却装置の待機時及び作動時には閉じている。

接続通路１５の途中には遠隔操作されて流路を開閉する第２の制御弁１７が設けられている。第２の制御弁１７を開くことで冷却水３の循環が可能になる。第２の制御弁１７はスクラム等による原子炉の運転停止によって自動的に開操作されるが、作業員が手動によって開操作することもできる。

冷却手段１２は、加圧タンク９内の冷却水３を吸い上げて戻り通路１１内の冷却水３を冷却した後に放熱させながら加圧タンク９内へと戻す循環路１８を備えており、戻り通路１１内の冷却水３による加熱と放熱による冷却とで循環路１８内の冷却水３を自然循環させるものである。

本実施形態の循環路１８は、戻り通路１１内の冷却水３を冷却する冷却通路１８ｃと、冷却によって温度上昇した循環路１８内の冷却水３の温度を下げる放熱通路１８ｄを備えている。冷却通路１８ｃは戻り通路１１内に、放熱通路１８ｄは戻り通路１１の外側に設けられている。放熱通路１８ｄは加圧タンク９の天板９ａを貫通している。冷却通路１８ｃ及び放熱通路１８ｄは例えば複数のパイプより構成され、それらの上端は戻り通路１１の上端近傍に設けられたヘッダー１８ｅに接続されている。循環路１８の取水口１８ｂは排水口１８ａよりもが低い位置に設けられている。排水口１８ａである放熱通路１８ｄの下端は戻り通路１１の下端である排水口１１ａとほぼ同じ高さに設けられている。また、取水口１８ｂである冷却通路１８ｃの下端は供給通路１０の下端である取水口１０ａとほぼ同じ高さに設けられている。冷却通路１８ｃの取水口１８ｂを放熱通路１８ｄの排水口１８ａよりも低い位置に配置することで、加圧タンク９内のより温度の低い冷却水３を取水することができる。冷却手段１２は、加圧タンク９内の冷却水３を加圧タンク９→冷却通路１８ｃ→ヘッダー１８ｅ→放熱通路１８ｄ→加圧タンク９へと循環させるループ（流路）を構成する。このループは、その配管が下から上に向かう部分と戻り通路１１による冷却水３の加熱部分とが一致し、その配管が上から下に向かう部分と放熱による冷却水３の冷却部分とが一致しており、加熱・冷却による自然循環に適したループとなっている。

冷却手段１２のループの最も高い位置、本実施形態ではヘッダー１８ｅにはループ内を冷却水３で満たす場合にループ内の空気を抜くための排気弁１９が設けられている。加圧手段１３によって冷却水３を加圧し、排気弁１９を開けて空気を抜きながらループ内の冷却水３の水位を上げてループ内を冷却水３で満たすようにしている。排気弁１９はループ内に冷却水３を入れる場合にのみ使用され、非常用冷却装置の待機時及び作動時には閉じている。

冷却手段１２は冷却媒体として加圧タンク９内の冷却水３を使用しているが、その取水口１８ｂは排水口１８ａや戻り通路１１の排水口１１ａよりも低い位置に設けられており、より低温の冷却水３を吸い込むので、戻り通路１１内の冷却水３（より高温の冷却水３）を冷却することができる。

本実施形態では、加圧タンク９内に１基の熱交換器４を設けている。ただし、熱交換器４の数は１基に限るものではなく、加圧タンク９内の冷却水３の冷却能力等に応じて適宜決定される。

本実施形態の熱交換器４は冷却水３中に多数のパイプを並列に並べたものであり、各パイプの下端は海水の流入口４ａが設けられた分岐部４ｂに、上端は海水の流出口４ｃが設けられた集合部４ｄにそれぞれ接続されている。本実施形態の熱交換器４は縦型であり、各パイプを上下方向に向けており、流入口４ａよりも流出口４ｃを高くして第２の冷却系５の海水の自然循環を容易にしている。

第２の冷却系５は、海水を海２０から熱交換器４に導く取水通路２１と、熱交換器４を通り抜けて加熱された海水を海２０に導く排水通路２２を備えている。取水通路２１は熱交換器４の流入口４ａに接続され、排水通路２２は熱交換器４の流出口４ｃに接続されている。取水通路２１及び排水通路２２は加圧タンク９の側壁９ｂを貫通し、海水中に突出している。取水通路２１の取水口２１ａは排水通路２２の排水口２２ａよりも低い位置に設けられている。第２の冷却系５は、冷却用の海水を海２０→取水通路２１→熱交換器４の各パイプ→排水通路２２→海２０へと循環させるループ（流路）を構成する。このループは、その配管が下から上に向かう部分と熱交換器４による海水の加熱部分とが一致し、下の取水口２１ａから吸い込んだ海水を上の排水口２２ａから排出する構成であり、加熱による自然循環に適したループとなっている。

本実施形態の非常用冷却装置は沸騰水型原子炉に設けられている（図３）。なお、図３中、符号２３は炉心、符号２４は圧力容器、符号２５は格納容器、符号２６はサプレッションプールである。沸騰水型原子炉では圧力容器２４内で蒸気が発生するので、この蒸気を非常用復水器１に循環させるために蒸気引き込み管６は圧力容器２４の上部に接続されている。また、非常用復水器１による復水を圧力容器２４内に戻すために、復水戻し管７は圧力容器２４の下部に接続されている。

非常用冷却装置の地上部分は、例えば原子炉建屋（図示省略）内に収容され、建屋の壁等にしっかりと支持されている。また、加圧タンク９は屋外の地下に設けられている。

上述の各ループを構成する配管は、全長にわたってストレートである必要はなく、曲がった部分があっても良い。また、流れが上昇する部分や下降する部分は垂直であることが好ましいが、必ずしも垂直である必要はなく、斜めでも良い。また、各ループに部分的な水平部分があっても良い。自然循環できればその形状は制限されない。

本実施形態では、１基の非常用復水器１に対して１ループの第１の冷却系２を設けると共に、１ループの第１の冷却系２に対して１基の熱交換器４と１ループの第２の冷却系５を設けている。ただし、非常用復水器１、第１の冷却系２、熱交換器４、第２の冷却系５の数の対応はこれに限るものではなく、非常用復水器１によって蒸気を冷却した熱を海２０へと伝達できるように適宜決定される。なお、第１の冷却系２として複数のループを設けた場合には、各ループ毎に専用の加圧タンク９を設けても良いし、複数のループで同じ加圧タンク９を共有しても良い。

次に、非常用冷却装置の作動について説明する。非常用冷却装置は例えばスクラム等によって原子炉の運転が停止された後の炉心２３の崩壊熱を除去するのに使用され、通常運転時には待機状態となっている。待機状態では２つの制御弁８，１７は閉じられている。

スクラム等により原子炉の運転が自動的に停止されると、第１の制御弁８及び第２の制御弁１７が開操作される。これにより、非常用冷却装置が作動（機能を発揮）する。

非常用復水器１は圧力容器２４よりも高い位置に設けられているので、第１の制御弁８が開かれると、圧力容器２４内の蒸気が蒸気引き込み管６から非常用復水器１に流入する。蒸気は非常用復水器１内の蒸気／水側流路１ａ内を下降しながら冷却され、凝縮して水に戻り、復水戻し管７内を自重によって流れて圧力容器２４内に戻る。

また、第２の制御弁１７が開かれると、第１の冷却系２の冷却水３の循環が可能になる。第１の冷却系２の冷却水３は非常用復水器１の冷却水３側流路１ｂを流れながら蒸気を冷却することで加熱される。加熱された冷却水３の密度は減少し、上昇する力が発生するので、冷却水３は流路１ｂ内を上昇する。また、冷却水３は戻り通路１１を流れながら冷却手段１２によって冷却される。冷却された冷却水３の密度は増加し、下降する力が発生するので、冷却水３は戻り通路１１内を下降する。したがって、第１の冷却系２全体としてループ内を自然循環する冷却水３の流れが形成される。冷却水３は加圧手段１３によって加圧されているので、ループの最上端にまで冷却水３が持ち上げられて満たされており、冷却水３の循環が可能になっている。冷却水３の自然循環は、非常用復水器１が低温になるまで継続される。

また、冷却手段１２の冷却水３は冷却通路１８ｃを流れながら第１の冷却系２の冷却水３を冷却することで加熱される。加熱された冷却水３の密度は減少し、上昇する力が発生するので、冷却水３は冷却通路１８ｃ内を上昇する。また、冷却手段１２の冷却水３は放熱通路１８ｄを流れながら放熱によって冷却される。冷却された冷却水３の密度は増加し、下降する力が発生するので、冷却水３は放熱通路１８ｄ内を下降する。したがって、冷却手段１２全体としてループ内を自然循環する冷却水３の流れが形成される。冷却水３は加圧手段１３によって加圧されているので、ループの最上端にまで冷却水３が持ち上げられて満たされており、冷却水３の循環が可能になっている。冷却水３の自然循環は、戻り通路１１を流れる冷却水３が低温になるまで継続される。

非常用復水器１の冷却により第１の冷却系２の冷却水３が加熱され、加圧タンク９内の冷却水３が高温になると、熱交換器４のパイプ内の海水が加熱される。加熱された海水の密度は減少し、上昇する力が発生するので、海水は熱交換器４のパイプ内を上昇する。したがって、第２の冷却系５全体としてループ内を自然循環する海水の流れが形成される。海水の自然循環は、加圧タンク９内の冷却水３が低温になるまで継続される。

このように、非常用復水器１で蒸気を冷却した熱は第１の冷却系２→熱交換器４→第２の冷却系５→海２０へと伝達され、海水を最終ヒートシンクとしているので、熱容量が膨大であり、長期間にわたり非常用復水器１の冷却を継続することができる。そのため、長期間にわたり炉心の崩壊熱の除去が可能になる。

また、第１の冷却系２、冷却手段１２、第２の冷却系５の循環は自然の力を利用した循環であり、発電機やポンプ等の動力源が不要であり、静的安全系を構成することができる。

また、冷却手段１２の冷却媒体として第１の冷却系２と同じ冷却水３を使用しているので、わざわざ別の冷却媒体を準備する必要がなく、装置の複雑化、大型化を防止することができる。

本発明の非常用冷却装置を既存の崩壊熱除去手段に置き換えて使用しても良いが、置き換えるのではなく追加して使用することが好ましい。即ち、原理の異なる崩壊熱除去手段として本発明の非常用冷却装置を追加することが好ましい。

非常用冷却装置は構造がシンプルであり、２つの制御弁８，１７を操作するだけで全体を作動させることができるので、原子炉の定期点検時には勿論のこと、例えば原子炉の運転中にも試験運転が可能であり、作動チェックが容易である。

なお、上述の形態は本発明の好適な形態の一例ではあるがこれに限定されるものではなく本発明の要旨を逸脱しない範囲において種々変形実施可能である。

例えば、上述の説明では、冷却手段１２の冷却媒体として第１の冷却系２と同じ冷却水３を使用していたが、第１の冷却系２の冷却水３とは異なる冷却水を使用しても良い。例えば、加圧タンク９とは別の加圧タンクを設け、この加圧タンク内の冷却水を循環させるようにしても良い。この場合には、加圧タンク９内の冷却水３よりも低温の冷却水の使用が可能になる。

また、冷却手段１２の冷却媒体として海水や種類の異なる冷却媒体を使用しても良い。

また、上述の説明では、沸騰水型原子炉に適用していたが、その他の原子炉にも適用できる。例えば、加圧水型原子炉にも適用できる。加圧水型原子炉への適用では、図４に示すように、蒸気発生器２７で発生した蒸気を非常用復水器１に循環させる。即ち、加圧水型原子炉は蒸気発生器２７で蒸気を発生させるので、この蒸気を非常用復水器１に循環させるために蒸気引き込み管６は蒸気発生器２７の上部に接続されている。また、非常用復水器１による復水を蒸気発生器２７に戻すために、復水戻し管７は蒸気発生器２７の下部に接続されている。なお、図４中、符号２８は加圧器である。加圧水型原子炉に適用した場合も沸騰水型原子炉に適用した場合と同様の効果が得られる。

電気出力１００万ｋＷｅの原子炉への適用を想定して、非常用冷却装置の伝熱と流動についての計算を行った。その結果を表１〜表６に示す。

非常用復水器１の基数は１基とした。伝熱管（冷却水側の流路１ｂ）の長さは１０ｍ、外径／内径は０．０４０／０．０３６ｍ、伝熱管束は３０×３０＝９００本、伝熱管配列は正方形配列で配列ピッチ／外径は１．３０程度とした。非常用復水器１の外胴の形状は円筒あるいは正方形とした。

非常用冷却装置の地上高さを約４０ｍとし、非常用復水器１の伝熱管内の圧力を約１気圧にするために、加タンク９内の冷却水３を約５気圧に加圧した。

供給通路１０の取水口１０ａに吸い込まれる冷却水３の温度：１０℃、非常用復水器１を通り抜けた冷却水３の温度：８０℃、戻り通路１１内での冷却水３の冷却：−１８℃（戻り通路１１の排水口１１ａから排出される冷却水３の温度：６２℃）とし、熱交換器４による加圧タンク９内の冷却水３の冷却：−５２℃、となるように設計を行った。

冷却用淡水（冷却水３）は非常用復水器１内で加熱されてその密度に変化が生じ、これが冷却用淡水の駆動力となる。この加熱によって冷却用淡水は沸騰する。この場合、非常用復水器１の管側（冷却水３側）の圧力は１気圧を想定している。この沸騰は冷却用淡水の平均温度が飽和温度に達しないサブクール沸騰になると考えられる。

電気出力１００万ｋＷｅの原子炉の崩壊熱（初期）は定格熱出力の７％程度であり、熱から電気への変換効率を３３％とすれば、崩壊熱は２．１×１０^８Ｊ／ｓとなる。これに対して、非常用冷却装置の非常用復水器１による除熱量は２．８×１０^８Ｊ／ｓ程度と見積もられるので、崩壊熱の除去が可能である。即ち、海水を最終ヒートシンクとした冷却が可能であることが確認できた。なお、非常用復水器１に引き込まれる蒸気の圧力は８ＭＰａ（８０気圧）、温度は飽和温度２９５℃と想定している。

１ 非常用復水器
１ｄ 非常用復水器の流入口
１ｃ 非常用復水器の流出口
２ 第１の冷却系
３ 冷却水
４ 熱交換器
４ａ 熱交換器の流入口
４ｃ 熱交換器の流出口
５ 第２の冷却系
９ 加圧タンク
１０ 供給通路
１１ 戻り通路
１２ 冷却手段
１３ 加圧手段
１８ 循環路
１８ａ 冷却手段の排水口
１８ｂ 冷却手段の取水口
２０ 海
２１ 取水通路
２１ａ 取水通路の取水口
２２ 排水通路
２２ａ 排水通路の排水口
２３ 炉心
２４ 圧力容器
２７ 蒸気発生器

Claims (6)

1. 非常時に炉心の崩壊熱によって発生した蒸気を導入して冷却する非常用復水器と、前記非常用復水器にその熱を利用して自然循環で冷却水を循環させる第１の冷却系と、前記冷却水を冷却する熱交換器と、前記熱交換器にその熱を利用して自然循環で冷却用の海水を海から循環させる第２の冷却系を備えることを特徴とする原子炉の非常用冷却装置。
2. 前記非常用復水器は前記冷却水の流入口よりも流出口が高くなっており、前記第１の冷却系は、前記非常用復水器よりも低い位置に設けられ、前記熱交換器を収容する加圧タンクと、前記加圧タンク内の前記冷却水を前記非常用復水器に導く供給通路と、前記非常用復水器を通り抜けて加熱された前記冷却水を前記加圧タンク内に導く戻り通路と、前記戻り通路内の前記冷却水を冷却して下向きの自然循環力を発生させる冷却手段と、前記加圧タンク内の前記冷却水を加圧して流路の最も高い位置まで前記冷却水を満たす加圧手段を備え、前記非常用復水器による加熱と前記冷却手段による冷却とで前記冷却水を自然循環させることを特徴とする請求項１記載の原子炉の非常用冷却装置。
3. 前記冷却手段は、前記加圧タンク内の前記冷却水を吸い上げて前記戻り通路内の前記冷却水を冷却した後に放熱させながら前記加圧タンク内へと戻す循環路を備え、前記戻り通路内の前記冷却水による加熱と前記放熱による冷却とで前記循環路内の前記冷却水を自然循環させることを特徴とする請求項２記載の原子炉の非常用冷却装置。
4. 前記熱交換器は前記海水の流入口よりも流出口が高くなっており、前記第２の冷却系は、前記海水を海から前記熱交換器に導く取水通路と、前記熱交換器を通り抜けて加熱された前記海水を海に導く排水通路を備え、前記取水通路の取水口は前記排水通路の排水口よりも低い位置に設けられていることを特徴とする請求項１から３のいずれか１つに記載の原子炉の非常用冷却装置。
5. 沸騰水型原子炉に設けられ、圧力容器内の蒸気を前記非常用復水器に循環させることを特徴とする請求項１から４のいずれか１つに記載の原子炉の非常用冷却装置。
6. 加圧水型原子炉に設けられ、蒸気発生器で発生した蒸気を前記非常用復水器に循環させることを特徴とする請求項１から４のいずれか１つに記載の原子炉の非常用冷却装置。

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