JP2013246117A - 原子力プラント - Google Patents
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Abstract
【課題】万が一、事故が発生した場合においても炉心内の燃料集合体の冷却能力を高められる原子力プラントを提供する。
【解決手段】上端が原子炉圧力容器(RPVという)2内の炉心3よりも上方に位置するベント管11を設けた圧力抑制室9を、RPV2を取り囲む原子炉格納容器(PCVという)6内に形成する。開閉弁21を有する蒸気放出連通管20を、RPV2内で炉心3を取り囲む炉心シュラウド4に炉心3より上方で接続する。開閉弁23を有する給水連通管22がRPV2内のダウンカマ5に連絡される。蒸気放出連通管20および給水連通管22は、PCV6内の上部ドライウェル7に開口する。全電源喪失を伴う過酷事故の発生後に、PCV6内に冷却水が溜められ、この冷却水が給水連通管22を通って炉心3に供給され、炉心3から排出され蒸気を含む冷却水が蒸気放出連通管20により上部ドライウェル7に排出される。
【選択図】図1
【解決手段】上端が原子炉圧力容器(RPVという)2内の炉心3よりも上方に位置するベント管11を設けた圧力抑制室9を、RPV2を取り囲む原子炉格納容器(PCVという)6内に形成する。開閉弁21を有する蒸気放出連通管20を、RPV2内で炉心3を取り囲む炉心シュラウド4に炉心3より上方で接続する。開閉弁23を有する給水連通管22がRPV2内のダウンカマ5に連絡される。蒸気放出連通管20および給水連通管22は、PCV6内の上部ドライウェル7に開口する。全電源喪失を伴う過酷事故の発生後に、PCV6内に冷却水が溜められ、この冷却水が給水連通管22を通って炉心3に供給され、炉心3から排出され蒸気を含む冷却水が蒸気放出連通管20により上部ドライウェル7に排出される。
【選択図】図1
Description
本発明は、原子力プラントに係り、特に、沸騰水型原子力プラントに適用するのに好適な原子力プラントに関する。
原子力プラント、例えば、沸騰水型原子力プラントは、沸騰水型原子力プラントの運転停止後においても炉心で発生する崩壊熱を除去する必要がある。通常は、原子炉圧力容器、および原子炉格納容器内の下部に設置されたサプレッションプールから一部の水を抜き取り、この抜き取った水を熱交換器において海水により冷却し、冷却されたその水を、原子炉圧力容器およびサプレッションプールに戻している。この結果、発生した上記の崩壊熱が除去されるとともに、必要に応じて、サプレッションプール、および原子炉格納容器の外部に設置した復水貯蔵タンクなどから水を抜き取り、この水をポンプで昇圧して原子炉圧力容器に補給することにより炉心が常に水に浸かった状態(炉心冠水)を維持することができる。
このような冷却システムは、原子炉圧力容器、サプレッションプールおよび復水貯蔵タンクからの水の抜き取り、および冷却用の海水の汲み上げに電動ポンプを使用している。このため、その冷却システムの動作には電源が必要である。原子炉への外部からの送電が止まるような異常事象発生時には、原子炉に設置された非常用発電機が起動して、これらの冷却システムを運転するようになっている。
一方、原子力プラントへの外部からの送電が停止されたときに、炉心冠水および崩壊熱除去を実現できる炉心冷却システムが、特開2011−137709号公報に提案されている。
特開2011−137709号公報の図1に記載された原子力プラントは、原子炉格納容器および原子炉格納容器内に配置された原子炉圧力容器を備えている。原子炉格納容器内には、ドライウェルおよび圧力抑制室が形成されている。原子炉圧力容器はドライウェル内に配置され、ドライウェルと圧力抑制室は互いに隔離されている。ドライウェルは上部ドライウェルおよび下部ドライウェルを含んでいる。ベント管が上部ドライウェルとウェットウェルを連通しており、上部ドライウェルに開放される開口が形成されるベント管の上端は、原子炉圧力容器内の炉心の上端よりも上方に位置している。タービンに蒸気を導く主蒸気配管が原子炉圧力容器に接続されており、均圧弁が設けられた蒸気放出管が主蒸気配管に接続される。通常時、蒸気放出管に設けられた均圧弁は閉じられている。自動開放弁が設けられた均圧炉心冷却系配管が、上部ドライウェルとウェットウェルを連通するベント管の上端よりも低い位置で、原子炉圧力容器に接続される。通常時、自動開放弁は閉じられている。
内部に冷却水が充填された冷却水プールが、原子炉格納容器の外部に配置され、原子炉格納容器の上面に設置される。熱交換器が、冷却水プール内に設置され、冷却水プールの冷却水中に配置される。上部ドライウェルに開口する蒸気吸い込み配管が熱交換器に接続され、原子炉圧力容器に接続されたドレン配管も熱交換器に接続される。
原子炉圧力容器に接続された配管が原子炉格納容器内で破断したとき、均圧弁および自動開放弁を開くとともに、原子炉格納容器内に水を注水し、原子炉格納容器内においてベント管の上端の位置まで水を張る。原子炉圧力容器内の冷却水が炉心内で発生する崩壊熱で加熱されて蒸気になる。この蒸気は、主蒸気配管および蒸気放出管を通って上部ドライウェルに放出される。一方、原子炉格納容器内でベント管の上端まで溜まった冷却水は、均圧炉心冷却系配管を通って原子炉圧力容器内に流入し、炉心を冷却する。原子炉圧力容器内で発生した蒸気が上部ドライウェルに放出され、原子炉格納容器内の冷却水が原子炉圧力容器内に供給されるので、炉心冠水が維持できる。
原子炉圧力容器から上部ドライウェルに放出された蒸気は、蒸気吸い込み配管を通って、冷却水プールに設置された熱交換器に導かれ、冷却水プール内の冷却水によって冷却されて凝縮する。この凝縮により生じた凝縮水はドレン配管を通って原子炉圧力容器内に戻される。炉心で発生した崩壊熱は、最終的には、冷却水プール内の冷却水が沸騰することによって外部環境に放出されることになる。
炉心冠水を実現する方法としては、特開2011−58866号公報に記載されているように、圧力抑制室の上面を原子炉圧両容器内の炉心の上端の位置よりも高くし、圧力抑制室の上面上に重力落下式冷却系プールを設置し、過酷事故が発生したときに重力落下式冷却系プール内の冷却水を原子炉圧力容器内に注入する方法がある。特開2011−58866号公報では、圧力抑制室の上面を原子炉圧両容器内の炉心の上端の位置よりも高くなっているので、圧力抑制室と原子炉圧力容器の間に存在する下部ドライウェルに冷却水が溜まりやすくなっている。
特開2011−137709号公報に記載された冷却システムは、主蒸気配管に接続されて均圧弁が設けられた蒸気放出管、原子炉圧力容器に接続されて自動開放弁が設けられた均圧炉心冷却系配管、上部ドライウェルに開口して冷却水プール内の熱交換器に接続された蒸気吸い込み配管、及び原子炉圧力容器に接続されて上記熱交換器に接続されるドレン配管を有しているので、冷却材喪失事故が発生したときにおいても、前述したように、炉心を冠水して炉心内の燃料集合体を冷却することができ、炉心で発生した崩壊熱を冷却水プールから外部環境に放出することができる。
しかしながら、万が一、過酷事故が発生し、さらに電源喪失が生じた場合においても、炉心内の燃料集合体の冷却能力を高めることが望まれる。
本発明の目的は、万が一、事故が発生した場合においても炉心内の燃料集合体の冷却能力を高めることができる原子力プラントを提供することにある。
上記した目的を達成する本発明の特徴は、複数の燃料集合体を装荷した炉心および炉心を取り囲む炉心シュラウドを有し、炉心シュラウドとの間に環状の冷却水通路を形成する原子炉圧力容器と、
原子炉圧力容器を取り囲み、内部に原子炉圧力容器が配置されるドライウェルおよびドライウェルから隔離された圧力抑制室が形成された原子炉格納容器と、
ドライウェルに連通して圧力抑制室内の圧力抑制プールに達しているベント管と、
原子炉格納容器内に設置され、原子炉格納容器内に溜められる冷却水の液面を炉心よりも上方に形成する液面形成部材と、
一端部が原子炉圧力容器内で炉心シュラウドに接続されて炉心より上方の炉心シュラウド内の領域に連絡され、第1開閉弁が設けられて、原子炉圧力容器を貫通して他端部が原子炉圧力容器外で原子炉格納容器内に開口する蒸気放出管と、
一端部が原子炉圧力容器に接続されて管状の冷却水通路に連絡され、他端部が原子炉格納容器内に開口し、この一端部及びこの他端部が液面形成部材の上端よりも下方に位置して第2開閉弁が設けられる冷却水供給管とを備えたことにある。
原子炉圧力容器を取り囲み、内部に原子炉圧力容器が配置されるドライウェルおよびドライウェルから隔離された圧力抑制室が形成された原子炉格納容器と、
ドライウェルに連通して圧力抑制室内の圧力抑制プールに達しているベント管と、
原子炉格納容器内に設置され、原子炉格納容器内に溜められる冷却水の液面を炉心よりも上方に形成する液面形成部材と、
一端部が原子炉圧力容器内で炉心シュラウドに接続されて炉心より上方の炉心シュラウド内の領域に連絡され、第1開閉弁が設けられて、原子炉圧力容器を貫通して他端部が原子炉圧力容器外で原子炉格納容器内に開口する蒸気放出管と、
一端部が原子炉圧力容器に接続されて管状の冷却水通路に連絡され、他端部が原子炉格納容器内に開口し、この一端部及びこの他端部が液面形成部材の上端よりも下方に位置して第2開閉弁が設けられる冷却水供給管とを備えたことにある。
一端部が原子炉圧力容器内で炉心シュラウドに接続されて炉心より上方の炉心シュラウド内の領域に連絡され、原子炉圧力容器を貫通して他端部が原子炉圧力容器外で原子炉格納容器内に開口する蒸気放出管、および一端部が原子炉圧力容器に接続されて管状の冷却水通路に連絡され、他端部が原子炉格納容器内に開口し、この一端部及びこの他端部が液面形成部材の上端よりも下方に位置する冷却水供給管を備えているので、万が一、事故が発生した場合においても、原子炉格納容器内に溜められた冷却水が、事故時に第2開閉弁が開いている冷却水供給管および原子炉圧力容器内の環状の冷却水通路を通って炉心に供給され、炉心内の燃料集合体を冷却する。炉心内で加熱された冷却水は、炉心より上方の炉心シュラウド内の領域から事故時に第1開閉弁が開いている蒸気放出管から原子炉圧力容器の外部で原子炉格納容器内に放出される。上記した冷却水供給管および蒸気放出管の設置により、環状の冷却水通路から炉心に供給される冷却水の流量を増加させることができ、炉心内の燃料集合体の冷却能力を向上させることができる。
本発明によれば、万が一、事故が発生した場合においても炉心内の燃料集合体の冷却能力を高めることができる。
本発明の実施例を以下に説明する。
本発明の好適な一実施例である実施例1の原子力プラントを、図1を用いて説明する。この原子力プラントは沸騰水型原子力プラントである。
本実施例の沸騰水型原子力プラント1は、原子炉圧力容器2、原子炉格納容器6、冷却プール13、熱交換器15、蒸気放出連通管20および給水連通管(冷却水供給管)22を備えている。複数の燃料集合体が装荷された炉心3が原子炉圧力容器2内に配置されている。炉心3を取り囲んでいる円筒状の炉心シュラウド4が原子炉圧力容器2内に設置される。炉心シュラウド4と原子炉圧力容器2の間に、環状のダウンカマ(環状の冷却水通路)5が形成される。
ドライウェルおよび圧力抑制室9が原子炉格納容器6内に形成され、ドライウェルと圧力抑制室9は互いに隔離されている。原子炉圧力容器2はドライウェル内に配置される。ドライウェルは、上部ドライウェル7および下部ドライウェル8を含んでいる。下部ドライウェル8は、原子炉圧力容器2の下方に形成され、圧力抑制室9によって取り囲まれている。圧力抑制室9内には、冷却水が充填された圧力抑制プール10が形成される。複数のベント管11が、圧力抑制室9を貫通して設けられ、上部ドライウェル7から圧力抑制プール10内に伸びている。各ベント管11の上端の開口は上部ドライウェル7に開放されている。各ベント管11の下部は、圧力抑制プール10内の冷却水中に浸漬され、各ベント管11に形成される蒸気放出口12が圧力抑制プール10内の冷却水中に配置される。各ベント管11の上端が炉心3の上端よりも上方に配置される。上部ドライウェル7に連絡される注水配管37が原子炉格納容器6に接続される。開閉弁38が注水配管37に設けられる。
主蒸気配管35が、原子炉圧力容器2に接続され、原子炉格納容器6を貫通してタービン建屋(図示せず)内に設置された、発電機(図示せず)に連結されるタービン(図示せず)に接続される。隔離弁36A,36Bが原子炉格納容器6の内外で主蒸気配管35に設けられる。開閉弁38を設けた注水配管37が原子炉格納容器6に接続される。この注水配管37は上部ドライウェル7に開口している。
蒸気放出連通管20が、原子炉圧力容器2を貫通して原子炉圧力容器2内に配置され、ダウンカマ5を横切って炉心3の上端よりも上方の位置で炉心シュラウド4に接続される。蒸気放出連通管20は原子炉圧力容器2に溶接にて接合されており、蒸気放出連通管20と原子炉圧力容器2の間は、密封されている。蒸気放出連通管20の原子炉圧力容器2内に存在する一端の開口は、炉心3よりも上方で炉心シュラウド4内の領域に開放されている。蒸気放出連通管20の他端の開口(蒸気放出口)は上部ドライウェル7に連絡される。開閉弁21が蒸気放出連通管20に設けられる。
給水連通管22の一端が原子炉圧力容器2に接続され、給水連通管22の一端に形成される開口がダウンカマ5に連絡される。給水連通管22の他端の開口は上部ドライウェル7に連絡される。開閉弁23が給水連通管22に設けられる。給水連通管22の一端の原子炉圧力容器2への接続位置、及び給水連通管22の他端の開口の位置は、ベント管11の上端よりも下方で炉心3の上端よりも上方に位置している。本実施例では、蒸気放出連通管20の他端の開口の位置も、ベント管11の上端よりも下方に位置している。蒸気放出連通管20の他端の開口の位置がベント管11の上端よりも下方に位置している状態で、蒸気放出連通管20と炉心シュラウド4の接続位置を、ベント管11の上端よりも上方に配置しても良い。
本実施例では、蒸気放出連通管20の炉心シュラウド4への接続位置は、原子炉圧力容器2の軸方向において、給水連通管22の原子炉圧力容器2への接続位置と同じ位置に配置されている。しかしながら、蒸気放出連通管20の炉心シュラウド4への接続位置は、給水連通管22の原子炉圧力容器2への接続位置よりも上方に配置してもよい。
冷却水プール13が、原子炉格納容器6が設置される原子炉建屋(図示せず)内で原子炉格納容器6の外部に設置される。この冷却水プール13内には、冷却水14が充填されている。冷却水プール13の上端部には、蒸気放出口24が形成されている。熱交換器(蒸気凝縮器)15が冷却プール13の冷却水中に配置される。ベント管11の上端よりも上方で上部ドライウェル7に連絡されて原子炉格納容器6に接続される蒸気供給管16が、熱交換器15に接続され、熱交換器15の複数の伝熱管のそれぞれの一端が連絡される熱交換器15の1つのヘッダ部(第1ヘッダ部という)(図示せず)に連絡される。ドレン配管17の一端部が、熱交換器15の各伝熱管の他端が連絡される熱交換器15の他のヘッダ部(第2ヘッダ部という)(図示せず)の底部に接続される。ドレン配管17は原子炉格納容器6を貫通して上部ドライウェル7内に配置され、ドレン配管17の他端部が原子炉圧力容器2に接続される。ドレン配管17は、原子炉圧力容器2内のダウンカマ5に連絡される。開閉弁18が上部ドライウェル7内においてドレン配管17に設けられる。ドレン配管17は貫通部において原子炉格納容器6と溶接により接合され、ドレン配管17と原子炉格納容器6の間は、密封されている。非凝縮性ガス放出管19の一端部が、熱交換器15の第2ヘッダ部の上端部に接続される。非凝縮性ガス放出管19は原子炉格納容器6を貫通して上部ドライウェル7内に配置され、非凝縮性ガス放出管19の他端部が、圧力抑制室9内に達し、圧力抑制プール10の冷却水に浸漬される。冷却水プール13、熱交換器15、蒸気供給管16、ドレン配管17および非凝縮性ガス放出管19は、上部ドライウェル7内の蒸気を凝縮する蒸気凝縮装置を構成する。
図示されていないが、蒸気供給管16の原子炉格納容器6付近に、ドレン配管17の、原子炉格納容器6の内外で原子炉格納容器6付近に、さらに、非凝縮性ガス放出管19の、原子炉格納容器6の内外で原子炉格納容器6付近に、それぞれ、隔離弁が設置されている。
沸騰水型原子力プラント1の通常運転時においては、開閉弁18,21および3は閉じている。その通常運転時においては、炉心3で発生した蒸気は、主蒸気配管20を通ってタービンに供給され、タービンを回転させる。このタービンの回転により、発電機が回転し、電力が発生する。タービンから排気された蒸気は復水器(図示せず)で凝縮され、この凝縮により得られた水は、給水として、給水配管(図示せず)を通して原子炉圧力容器2に導かれる。
沸騰水型原子力プラント1の運転中において、万が一、原子炉圧力容器2に接続された或る配管が破断して、さらに全電源が喪失するなどの非常に厳しい過酷事故が発生した場合を想定する。このとき、開閉弁18,21および23は、バッテリーから供給される電気により、全開にされる。
上記の過酷事故の発生によって沸騰水型原子力プラント1の運転が停止される。この過酷事故の発生によって、原子炉圧力容器2内の高温の冷却水は、蒸気になって、上記した配管の破断箇所を通して上部ドライウェル7に放出される。この蒸気は、ベント管11を通って蒸気放出口12から圧力抑制プール10内の冷却水中に放出されて凝縮される。この蒸気の凝縮により、原子炉格納容器6の内圧の上昇が抑制される。
破断箇所を通して上部ドライウェル7に放出された蒸気の一部は、上部ドライウェル7に蒸気供給管16を通って熱交換器15の第1ヘッダ部内に導かれて熱交換器15の各伝熱管内に流入する。蒸気は、これらの伝熱管内で冷却水プール13内の冷却水14によって冷却されて凝縮する。蒸気の凝縮によって生成された凝縮水は、各伝熱管から熱交換器15の第2ヘッダ部に排出され、さらに、ドレン配管17を通して原子炉圧力容器2内のダウンカマ5に導かれる。ドレン配管17を通して原子炉圧力容器2内に導かれる凝縮水は、炉心3に供給され、炉心3に装荷されている燃料集合体の冷却に使用される。
原子炉格納容器6内に充填されている非凝縮性ガス、例えば、窒素ガスも、蒸気と共に蒸気供給管16内に流入し、熱交換器15に導入される。この非凝縮性ガスは、熱交換器15の第2ヘッダ部内で上部に溜まるため、この第2ヘッダ部から非凝縮性ガス放出管19に流入し、圧力抑制室9内の圧力抑制プール10の冷却水中に放出される。非凝縮性ガスに同伴する蒸気が存在する場合には、この蒸気は圧力抑制プール10の冷却水によって凝縮される。圧力抑制プール10の冷却水中に放出された非凝縮性ガスは、その冷却水中を上昇し、圧力抑制室9内の、圧力抑制プール10の冷却水の液面よりも上方に形成される空間に溜められる。
過酷事故発生後に、給水車(図示せず)のホースが注水配管37に接続され、バッテリーから供給される電気により開閉弁38を開くと、給水車から供給される冷却水が注水配管37を通して原子炉格納容器6内に注水される。この注水は、原子炉格納容器1内においてベント管11の上端の位置に水面が形成されるまで、行われる。この所定のレベルになるまでの水の供給は、原子炉格納容器6内に設置された水位計(図示せず)で計測された水位を監視しながら行われる。上端の位置が炉心3よりも上方に位置しているベント管11は、原子炉格納容器6内に溜められる冷却水の液面を炉心3よりも上方に形成する液面形成部材である。液面形成部材であるベント管11は、原子炉格納容器6内に溜まっている冷却水が圧力抑制室9内に流入することを阻止している。これにより、原子炉格納容器6内に溜まっている冷却水の液面を炉心3よりも上方に形成することができ、後述するように炉心3の冠水および給水連通管22を通しての炉心3への冷却水の供給を行うことができる。
過酷事故の発生による沸騰水型原子力プラント1の運転停止後おいても、炉心3に装荷されている核燃料集合体に含まれた核燃料物質の崩壊により発生する熱(崩壊熱)によって、炉心3内の冷却水が加熱されて蒸気が発生する。この蒸気は、炉心3から、炉心3よりも上方で炉心シュラウド4内の領域に排出され、この領域から蒸気放出連通管20を通して原子炉圧力容器2外部で上部ドライウェル7に放出される。蒸気放出連通管20の蒸気放出口が、注水配管37から注水されて原子炉格納容器6内に溜まる冷却水の液面よりも下方に位置している間では、蒸気放出連通管20を通過する蒸気は、上部ドライウェル7に放出され、蒸気供給管16を通って熱交換器15に導かれる。そして、この蒸気は冷却水プール13内の冷却水14によって冷却されて凝縮する。この凝縮により生成された凝縮水は、ドレン配管17によりダウンカマ5内に導かれる。
冷却水プール13内の冷却水14の温度は、蒸気供給管16を通って熱交換器15に導かれる蒸気が凝縮されることによって、上昇する。このため、冷却水14の一部が蒸気になり、冷却水プール13の蒸気放出口24から外部の環境に放出される。この蒸気の放出により、冷却水プール13内の冷却水14の水位が低下するが、この水位低下を防ぐために、冷却水プール13にも、給水車等により冷却水が補給される。
注水配管37による原子炉格納容器6内への注水が継続して行われると、やがて、蒸気放出連通管20の蒸気放出口が、原子炉格納容器6内に溜まった冷却水中に水没する。蒸気放出連通管20の蒸気放出口がその冷却水の水面よりも下方に位置する状態になったときには、炉心シュラウド4内から蒸気放出連通管20を通して放出された蒸気は、原子炉格納容器6内に溜まった冷却水中に放出され、この冷却水によって凝縮される。
注水により原子炉格納容器6内に溜まっている冷却水の液面が、給水連通管22の上部ドライウェル7側の他端の開口の高さよりも高くなったとき、この冷却水が、給水連通管22を通って原子炉圧力容器2内のダウンカマ5に供給される。給水連通管22によりダウンカマ5に導かれた冷却水が、炉心3に供給され、炉心3内の燃料集合体を冷却する。蒸気放出連通管20の圧力損失は非常に小さいので、原子炉圧力容器5内の冷却水の水位は、原子炉格納容器4内における注水された冷却水の水位にほぼ等しく、または炉心3で発生した蒸気による水位押し上げ効果により原子炉格納容器4内における注水された冷却水の水位より高くなる。最終的には、原子炉圧力容器2内の水位がベント管11の上端の位置まで上昇するので、炉心冠水を維持することができる。
なお、給水連通管22の一端と原子炉圧力容器2の接続位置が炉心3の上端よりも上方に位置しているので、過酷事故が発生しても、原子炉圧力容器5内の水位が、給水連通管22の一端と原子炉圧力容器2の接続位置よりも上方、すなわち、炉心3の上端よりも上方に保たれる。このため、給水連通管22の一端と原子炉圧力容器2の接続位置は、炉心3の上端よりも下方に配置しても良いが、炉心3の上端よりも上方に配置することが望ましい。給水連通管22の他端である上部ドライウェル7への開放端は、炉心3の上端よりも下方に配置しても良い。
蒸気放出連通管20を炉心シュラウド4に接続しているので、本実施例では、以下に説明するように、炉心3に供給される冷却水流量を増加することができる。
炉心3内の冷却水は、炉心3に装荷された燃料集合体内で発生した崩壊熱により加熱され、温度が上昇する。また、一部の冷却水が沸騰して蒸気を発生する。このため、温度が高くて蒸気を含んでいる、炉心シュラウド4内の冷却水の密度は、給水連通管22より供給されたダウンカマ5内の温度の低い冷却水の密度よりも小さくなる。このような状態では、給水連通管22より供給されたダウンカマ5内の冷却水が下降して炉心シュラウド4内の冷却水が上昇するため、給水連通管22から、ダウンカマ5、炉心3、および炉心3より上方の炉心シュラウド4内の領域をこの順番に通り、蒸気放出連通管20へと向かう冷却水の流れが形成される。さらに、蒸気放出連通管20を通して原子炉格納容器6内の冷却水が溜まっている領域へ、炉心3で加熱されて温度が上昇し、冷却水の一部が沸騰して発生した蒸気を含む冷却水(温水)を流出させることができるため、特開2011−137709号公報のように主蒸気配管に接続された、均圧弁が設けられた蒸気放出管から蒸気のみを放出する場合に比較して、本実施例では、過酷事故発生後において、炉心3に供給される冷却水量を増加することができ、炉心3内の燃料集合体を、早く、確実に冷却することができる。
さらに、炉心3内を上昇して、炉心3より上方の炉心シュラウド4内の領域に排出された冷却水を、蒸気放出連通管20から原子炉格納容器6内の冷却水が溜まっている領域に放出するため、冷却水が確実に炉心3を通過することになり、蒸気放出連通管20の内径が小さい場合でも、炉心3内の燃料集合体を容易に冷却することができる。
上記の効果を最大限に活用するため、蒸気放出連通管20と炉心シュラウド4との接続部の高さは、給水連通管22と原子炉圧力容器2との接続部の高さと同じにするか、または、後者の接続部の高さよりも高くするほうが良い。
炉心シュラウド4内から蒸気放出連通管20を通って原子炉格納容器6内の冷却水が溜まっている領域に放出された、蒸気を含む冷却水が保有している熱量は、放出された冷却水が原子炉格納容器6内に溜まっている冷却水によって冷却されることにより、さらに、放出された冷却水に含まれる蒸気が原子炉格納容器6内に溜まっている冷却水によって冷却されることにより、原子炉格納容器6内に溜まっている冷却水に伝えられる。このため、蒸気放出連通管20からの蒸気を含む冷却水の放出が継続されることによって、原子炉格納容器6内に溜まっている冷却水の温度が徐々に上昇する。温度が上昇したその冷却水は、沸騰はしないが、蒸気を発生する。この蒸気は、原子炉格納容器6内に溜まっている冷却水の液面よりも上方の上部ドライウェル7に放出され、前述したように、蒸気供給管16を通って熱交換器15に供給される。熱交換器15の伝熱管内で蒸気は、冷却水プール13内の冷却水14によって凝縮される。凝縮によって生成された凝縮水は、ドレン配管17を通って原子炉圧力容器2内のダウンカマ5に戻される。この凝縮水は、給水連通管22によって供給される冷却水と共に炉心3に供給され、炉心3内の燃料集合体の冷却に使用される。
給水連通管22から供給される冷却水(原子炉格納容器6内に溜まっている冷却水)は、給水連通管22による原子炉圧力容器2への供給が開始された初期においては、温度が低い状態にある。原子炉格納容器6内に溜まっている冷却水は、原子炉圧力容器2から蒸気放出連通管20を通して放出された、蒸気を含む冷却水により加熱され、時間の経過と共に温度が上昇し、最終的には飽和温度になる。熱交換器15からドレン配管17を通してダウンカマ5に排出される凝縮水は、熱交換器15の設計時において除熱量に設計余裕を取るため、原子炉格納容器6内に溜まっている冷却水の飽和温度より多少低い温度になる。このため、過酷事故発生時からかなり時間が経過し、原子炉格納容器6内に溜まった冷却水の温度がその飽和温度近くまで上昇した後では、熱交換器15から放出される上記の凝縮水の温度の方が低くなる。この場合には、凝縮水が混入されるダウンカマ5内の冷却水の密度が大きくなり、炉心3に供給される冷却水の流量が増加するため、燃料集合体の冷却能力が増加する。
上記したように、炉心7に装荷されている燃料集合体で発生した崩壊熱は、冷却水プール13内の冷却水14に伝えられて冷却水14を沸騰させる。冷却水14の沸騰により発生した蒸気が蒸気放出口24を通して外部環境に放出されるために、燃料集合体で発生した崩壊熱は外部環境に放出される。
前述したように、原子炉格納容器6内に溜まっている冷却水が蒸発するが、この蒸発により発生した蒸気が熱交換器15で凝縮されて凝縮水になり、この凝縮水が炉心3に戻されて蒸気放出連通管20により、原子炉格納容器6内に溜まっている冷却水中に放出される。このため、原子炉格納容器6内に溜まっている冷却水が蒸発しても、原子炉格納容器6内の冷却水の水位はほとんど変化しない。
本実施例の沸騰水型原子力プラント1によれば、炉心シュラウド4に接続されて原子炉圧力容器2の外部に伸びる蒸気放出連通管20および原子炉圧力容器2に接続されてダウンカマ5に連絡される給水連通管22を有するので、前述の全電源喪失を伴う過酷事故が発生しても、炉心3に供給される炉心流量を増加することができ、炉心3内の燃料集合体の冷却能力を高めることができる。
なお、本実施例では、熱交換器15の第2ヘッダ部に接続される非凝縮性ガス放出管19を圧力抑制室9に挿入しているので、上部ドライウェル7と圧力抑制室9の差圧により被凝縮性ガスが移動し、非凝縮性ガスの割合が多い場合に、非凝縮性ガスを圧力抑制室9に排出しつつ、上部ドライウェル7内の蒸気を熱交換器15で凝縮することができる。
本発明の他の実施例である実施例2の原子力プラントを、図2を用いて説明する。この原子力プラントは沸騰水型原子力プラントである。
本実施例の沸騰水型原子力プラント1Aは、実施例1の沸騰水型原子力プラント1においてベント管17を原子炉圧力容器2に接続しないで下部ドライウェル8の底部まで伸ばした構成を有する。沸騰水型原子力プラント1Aの他の構成は沸騰水型原子力プラント1と同じである。
本実施例では、万が一、実施例1で述べた全電源喪失を伴う過酷事故が発生した場合には、上部ドライウェル7の蒸気が、実施例1と同様に、蒸気供給管16により熱交換器15に導かれ、熱交換器15の伝熱管内で冷却水プール13内の冷却水14によって凝縮される。凝縮によって生成された凝縮水は、ドレン配管17を通って下部ドライウェル8に放出される。
本実施例は、実施例1で生じる各効果を得ることができる。熱交換器15で生成された凝縮水を下部ドライウェルに放出しているので、本実施例では、注水配管37からの原子炉格納容器6内への注水時に、実施例1よりも短時間にベント管11の上端まで冷却水を溜めることができる。このため、給水連通管22によるダウンカマ5への冷却水の供給の開始を実施例1よりも早めることができる。また、本実施例では、ドレン配管17への開閉弁23の設置が不要になる。
本発明の他の実施例である実施例3の原子力プラントを、図3を用いて説明する。この原子力プラントは沸騰水型原子力プラントである。
本実施例の沸騰水型原子力プラント1Bは、実施例1の沸騰水型原子力プラント1において、原子炉格納容器6を鋼製の原子炉格納容器6Aとし、冷却水プール13、熱交換器15、蒸気供給管16、ドレン配管17および非凝縮性ガス放出管19を削除した構成を有する。熱出力が小さい原子炉を有する沸騰水型原子力プラントでは、鋼製の原子炉格納容器6Aを使用することで、原子炉格納容器6Aの壁面を熱交換器15の替わりに冷却面として用いることが可能である。沸騰水型原子力プラント1Bの他の構成は沸騰水型原子力プラント1と同じである。
沸騰水型原子力プラント1Bにおいて、万が一、実施例1で述べた全電源喪失を伴う過酷事故が発生した場合には、上部ドライウェル7内の蒸気の熱を鋼製の原子炉格納容器6Aを通して原子炉格納容器6A外に放出することができる。このため、その蒸気は、鋼製の原子炉格納容器6Aの内面で凝縮する。蒸気の凝縮により生成された凝縮水は、下部ドライウェル8に落下して、実施例2と同様に、下部ドライウェル8に溜められる。
本実施例は実施例2で生じる各効果を得ることができる。本実施例は、冷却水プール13、熱交換器15、蒸気供給管16、ドレン配管17および非凝縮性ガス放出管19を含む、上部ドライウェル7内の蒸気を凝縮する蒸気凝縮装置を削除できるので、実施例1よりも原子力プラントをコンパクト化することができる。
本発明の他の実施例である実施例4の原子力プラントを、図4を用いて説明する。この原子力プラントは沸騰水型原子力プラントである。
本実施例の沸騰水型原子力プラント1Cは、実施例1の沸騰水型原子力プラント1において重力落下の注水システムを追加し、開閉弁38を設けた注水配管37を削除した構成を有する。図4には図示されていないが、沸騰水型原子力プラント1Cは、実施例1で設けられた冷却水プール13、熱交換器15、蒸気供給管16、ドレン配管17および非凝縮性ガス放出管19を含む、上部ドライウェル7内の蒸気を凝縮する蒸気凝縮装置を有している。さらに、沸騰水型原子力プラント1Cは、原子炉格納容器6内の上部に運転床29を形成しており、この運転床29に、破裂弁(図示せず)で封鎖されて運転床29を貫通する複数の連絡通路30が形成されている。沸騰水型原子力プラント1Cの他の構成は沸騰水型原子力プラント1と同じである。本実施例における原子炉格納容器6は鋼製の原子炉格納容器である。
沸騰水型原子力プラント1Cで用いられる重力落下の注水システムは、冷却水26を充填した機器仮置きプール25、および開閉弁28を設けた注水配管27を有する。機器仮置きプール25が、原子炉圧力容器2の上方に配置されて原子炉格納容器6の内面におりつけられている運転床29に形成されている。冷却水26を充填した機器仮置きプール25は、炉心3よりも上方、具体的には、原子炉圧力容器2よりも上方に配置される。注水配管27が、機器仮置きプール25の底部に接続され、さらに原子炉圧力容器2に接続されてダウンカマ5に連絡される。機器仮置きプール25内には、原子炉格納容器6内でベント管11の上端まで溜めるのに必要な冷却水量、および原子炉圧力容器2内でベント管11の上端の位置まで貯めるのに必要な冷却水量が保管される。破裂弁で封鎖された連絡通路30が形成されている運転床29は、沸騰水型原子力プラント1Cの通常運転時において、上部ドライウェル7とこれの上方に形成される運転床空間31を隔離している。
本実施例において、万が一、全電源喪失を伴う過酷事故が発生した場合には、原子炉圧力容器2に接続された或る配管の破断個所から上部ドライウェル7に蒸気が放出され、上部ドライウェル7の圧力が上昇する。この上部ドライウェル7の圧力上昇により、各連絡通路30を封鎖している破裂板が破裂し、上部ドライウェル7内の蒸気が連絡通路30を通って運転床空間31に排出される。運転床空間31への蒸気の排出によって、上部ドライウェル7内の圧力が低下する。上部ドライウェル7に放出された蒸気は、ベント管11を通して圧力抑制プール10の冷却水中に放出されて凝縮される。また、上部ドライウェル7に放出された蒸気の一部は、実施例1と同様に、冷却水プール13内の熱交換器15で凝縮され、凝縮水になって原子炉圧力容器2に供給される。
その過酷事故発生時において、沸騰水型原子力プラント1Cが緊急停止され、バッテリーからの電気が開閉弁21,22,28に供給されてこれらの開閉弁が開く。機器仮置きプール25内の冷却水26が、注水配管27内を通って原子炉圧力容器2内のダウンカマ5に注水されて炉心3を冠水し、炉心3内の燃料集合体を冷却する。この冷却水は、炉心3内を上昇して燃料集合体を冷却した後に、蒸気放出連通管20を通って原子炉圧力容器2の外部で上部ドライウェル7に放出される。機器仮置きプール25からダウンカマ5に注水された冷却水26の一部は、給水連通管22を通って上部ドライウェル7に放出される。蒸気放出連通管20および給水連通管22から放出された冷却水は、それぞれ、下部ドライウェル8に落下し、下部ドライウェル8の底部から上方に向かって原子炉格納容器6内に溜められる。やがて、原子炉格納容器6内に溜まっている冷却水の液面がベント管11の上端に到達したとき、機器仮置きプール25内の冷却水26がなくなり、機器仮置きプール25内の冷却水26から原子炉圧力容器2内への冷却水26の注水が停止される。このとき、原子炉圧力容器2内の冷却水の液面は、炉心3よりも上方に形成され、ベント管11の上端とほぼ同じ高さになる。原子炉格納容器6内に溜められた冷却水の液面がベント管11の上端に到達した状態では、原子炉格納容器6内に溜まっている冷却水が、実施例1と同様に、給水連通管22及びダウンカマ5を通って炉心3に供給され、炉心3内の燃料集合体を冷却する。燃料集合体で発生する崩壊熱によって加熱された冷却水は、燃料集合体内で発生した蒸気を含んだ状態で、蒸気放出連通管20を通って原子炉格納容器6内に溜まっている冷却水中に放出されて冷却される。
冷却水プール13、熱交換器15、蒸気供給管16、ドレン配管17および非凝縮性ガス放出管19を含む、上部ドライウェル7内の蒸気を凝縮する蒸気凝縮装置は、本実施例においても実施例1と同様に、上部ドライウェル7内の蒸気を凝縮して原子炉圧力容器2に供給する。
本実施例は実施例1で生じる各効果を得ることができる。本実施例では、過酷事故が発生したときに直ちに、重力落下の注水システムにより原子炉圧力容器2内に注水することができるので、炉心3内の燃料集合体の冷却をより早く行うことができる。また、本実施例では、重力落下の注水システムにより原子炉圧力容器2内に注水された冷却水がダウンカマ5を通して炉心3に供給され、蒸気放出連通管20および給水連通管22を通して原子炉圧力容器2の外部に放出されるので、その冷却水によって炉心3内の燃料集合体を冷却しながら、原子炉格納容器6内に冷却水を溜めることができる。
本実施例において原子炉格納容器6がコンクリート製の原子炉格納容器である場合には、鋼製の原子炉格納容器に比べて熱伝導率が低い(コンクリートの熱伝導率が低い)ので、実施例1で用いた、冷却水プール13、熱交換器15、蒸気供給管16、ドレン配管17および非凝縮性ガス放出管19を有する蒸気凝縮装置を設置する必要がある。
本発明の他の実施例である実施例5の原子力プラントを、図5を用いて説明する。この原子力プラントは沸騰水型原子力プラントである。
本実施例の沸騰水型原子力プラント1Dは、実施例4の沸騰水型原子力プラント1Cにおいて重力落下の注水システムの注水配管27を原子炉圧力容器2に接続しなく下部ドライウェル8の底部まで伸ばした構成を有する。図5には図示されていないが、沸騰水型原子力プラント1Dは、実施例1で設けられた冷却水プール13、熱交換器15、蒸気供給管16、ドレン配管17および非凝縮性ガス放出管19を含む、上部ドライウェル7内の蒸気を凝縮する蒸気凝縮装置を有している。沸騰水型原子力プラント1Dの他の構成は沸騰水型原子力プラント1と同じである。
本実施例において、万が一、全電源喪失を伴う過酷事故が発生した場合には、開閉弁28が開いて機器仮置きプール25内の冷却水26が下部ドライウェル8に放出される。
本実施例は実施例1で生じる各効果を得ることができる。さらに、本実施例では、機器仮置きプール25内の冷却水26を、注水配管27を通して下部ドライウェル8に放出することにより、ベント管11の上端の位置まで原子炉格納容器6内に冷却水を溜めることができる。本実施例では、開閉弁28を溶融弁に変更することができ、開閉弁28の作動の信頼性を向上できる。
本発明の他の実施例である実施例6の原子力プラントを、図6を用いて説明する。この原子力プラントは沸騰水型原子力プラントである。
本実施例の沸騰水型原子力プラント1Eは、実施例1の沸騰水型原子力プラント1において蒸気放出連通管20の炉心シュラウド3のとの接続部および蒸気放出連通管20の蒸気放出口をベント管11の上端よりも上方に配置した構成を有する。図6には図示されていないが、沸騰水型原子力プラント1Eは、実施例1で設けられた冷却水プール13、熱交換器15、蒸気供給管16、ドレン配管17および非凝縮性ガス放出管19を含む、上部ドライウェル7内の蒸気を凝縮する蒸気凝縮装置を有している。沸騰水型原子力プラント1Eの他の構成は沸騰水型原子力プラント1と同じである。
本実施例において、万が一、実施例1で述べた全電源喪失を伴う過酷事故が発生した場合には、実施例1と同様に、炉心3内の燃料集合体が冷却され、さらに上部ドライウェル7の蒸気が上記の蒸気凝縮装置で凝縮され、原子炉圧力容器2のダウンカマ5に供給される。給水連通管22を通って供給される冷却水等のダウンカマ5内の冷却水は、炉心3に供給されて燃料集合体を冷却し、蒸気を含んだ状態で炉心3から排出されて蒸気放出連通管20を通り、原子炉格納容器6内に溜まっている冷却水の液面より上方の上部ドライウェル7の気相部に放出される。蒸気放出連通管20から放出された冷却水は、原子炉格納容器6内に溜まっている冷却水中に落下する。蒸気放出連通管20から放出された冷却水に含まれた蒸気は、蒸気供給管16内を導かれて熱交換器15で凝縮される。生成された凝縮水は、熱交換器15から原子炉圧力容器2内に導かれる。
本実施例は実施例1で生じる各効果を得ることができる。本実施例では、蒸気放出連通管20を通る蒸気を含む冷却水が上部ドライウェル7の気相部に放出されるため、原子炉格納容器6内に溜まっている冷却水の水頭による蒸気放出連通管20の蒸気放出口の抵抗が無くなり、炉心シュラウド4内から原子炉圧力容器2の外部に放出される蒸気を含む冷却水の流量が増加する。この結果、炉心3に供給される冷却水流量が増加し、実施例1よりも炉心3内の燃料集合体の冷却能力を向上させることができる。
蒸気放出連通管20の蒸気放出口がベント管11の上端よりも上方に位置していれば、蒸気放出連通管20の炉心シュラウド4への接続部がベント管11の上端よりも下方に位置しても良い。このような構成でも、原子炉格納容器6内に溜まっている冷却水の水頭による蒸気放出連通管20の蒸気放出口の抵抗を無くすことができ、実施例1よりも炉心3内の燃料集合体の冷却能力を向上させることができる。
本発明の他の実施例である実施例7の原子力プラントを、図7を用いて説明する。この原子力プラントは沸騰水型原子力プラントである。
本実施例の沸騰水型原子力プラント1Fは、実施例6の沸騰水型原子力プラント1Eにおいて環状の仕切り板(仕切り部材)32を追加した構成を有する。図7には図示されていないが、沸騰水型原子力プラント1Fは、実施例1で設けられた冷却水プール13、熱交換器15、蒸気供給管16、ドレン配管17および非凝縮性ガス放出管19を含む、上部ドライウェル7内の蒸気を凝縮する蒸気凝縮装置を有している。沸騰水型原子力プラント1Fの他の構成は沸騰水型原子力プラント1Eと同じである。
仕切り板32の外側の全周が圧力抑制室9に取り付けられ、仕切り板32の内側の全周が原子炉圧力容器2に取り付けられる。このような仕切り板32は、上部ドライウェル7と下部ドライウェル8を隔離している。
本実施例は実施例1Eで生じる各効果を得ることができる。本実施例では、上部ドライウェル7が仕切り板32によって下部ドライウェル8から隔離されているため、万が一、実施例1で述べた全電源喪失を伴う過酷事故が発生した場合に、注水配管37によって原子炉格納容器6内に注水される冷却水は、仕切り板32よりも上方に溜められる。このため、本実施例では、原子炉格納容器6内でベント管11の上端の位置まで溜めるのに必要な冷却水の量を、実施例1および1Eにおけるその量よりも少なくすることができる。このため、給水連通管22によるダウンカマ5への冷却水の供給開始時点が、実施例1および1Eよりも早くなる。
前述の実施例1,3,4および6、後述の実施例8および9に、仕切り板32を設置しても良い。
本発明の他の実施例である実施例8の原子力プラントを、図8を用いて説明する。この原子力プラントは沸騰水型原子力プラントである。
本実施例の沸騰水型原子力プラント1Gは、実施例6の沸騰水型原子力プラント1Eにおいて圧力抑制室9の上端面を炉心3の上端よりも上方に配置し、注水配管37の冷却水流出口を圧力抑制室9の内側の側面と原子炉圧力容器2の間の真上に配置した構成を有する。図8には図示されていないが、沸騰水型原子力プラント1Gは、実施例1で設けられた冷却水プール13、熱交換器15、蒸気供給管16、ドレン配管17および非凝縮性ガス放出管19を含む、上部ドライウェル7内の蒸気を凝縮する蒸気凝縮装置を有している。沸騰水型原子力プラント1Gの他の構成は沸騰水型原子力プラント1Eと同じである。
本実施例において、万が一、実施例1で述べた全電源喪失を伴う過酷事故が発生した場合には、注水配管37を通して供給される冷却水が冷却水流出口から圧力抑制室9の内側の側面と原子炉圧力容器2の間に注水される。この冷却水は、下部ドライウェル8の底部から圧力抑制室9の上端面まで溜められる。原子炉格納容器6内に溜まっている冷却水の液面が圧力抑制室9の上端面に到達したとき、注水配管37からの冷却水の注水が停止される。
上端面の位置が炉心3よりも上方に位置している圧力抑制室9は、原子炉格納容器6内に溜められる冷却水の液面を炉心3よりも上方に形成する液面形成部材である。液面形成部材である、上端面の位置が炉心3よりも上方に位置している圧力抑制室9は、原子炉格納容器6内に溜まっている冷却水が圧力抑制室9内に流入することを阻止している。これにより、原子炉格納容器6内に溜まっている冷却水の液面を炉心3よりも上方に形成することができ、実施例1で述べたように炉心3の冠水および給水連通管22を通しての炉心3への冷却水の供給を行うことができる。
本実施例は実施例1Eで生じる各効果を得ることができる。本実施例では、圧力抑制室9の内側側面よりも内側に注水配管37からの冷却水を注水するので、原子炉格納容器6内に溜まっている冷却水の液面が炉心3の上端よりも上方の位置になるまでに、原子炉格納容器6内に注水される冷却水の量を少なくすることができる。
本発明の他の実施例である実施例9の原子力プラントを、図9を用いて説明する。この原子力プラントは沸騰水型原子力プラントである。
本実施例の沸騰水型原子力プラント1Hは、実施例6の沸騰水型原子力プラント1Eにおいて圧力抑制室9の上端面に原子炉圧力容器2を取り囲む円筒状の仕切り壁33を設置し、注水配管37の冷却水流出口を仕切り壁33と原子炉圧力容器2の間の真上に配置した構成を有する。仕切り壁33の上端は炉心3よりも上方に位置している。図9には図示されていないが、沸騰水型原子力プラント1Gは、実施例1で設けられた冷却水プール13、熱交換器15、蒸気供給管16、ドレン配管17および非凝縮性ガス放出管19を含む、上部ドライウェル7内の蒸気を凝縮する蒸気凝縮装置を有している。沸騰水型原子力プラント1Hの他の構成は沸騰水型原子力プラント1Eと同じである。
本実施例において、万が一、実施例1で述べた全電源喪失を伴う過酷事故が発生した場合には、注水配管37を通して供給される冷却水が冷却水流出口から円筒状の仕切り壁33と原子炉圧力容器2の間に注水される。この冷却水は、下部ドライウェル8の底部から仕切り壁33の上端面まで溜められる。原子炉格納容器6内に溜まっている冷却水の液面が仕切り壁33の上端面に到達したとき、注水配管37からの冷却水の注水が停止される。
上端の位置が炉心3よりも上方に位置している円筒状の仕切り壁33は、原子炉格納容器6内に溜められる冷却水の液面を炉心3よりも上方に形成する液面形成部材である。液面形成部材である、上端の位置が炉心3よりも上方に位置している仕切り壁33は、原子炉格納容器6内に溜まっている冷却水が圧力抑制室9内に流入することを阻止している。これにより、原子炉格納容器6内に溜まっている冷却水の液面を炉心3よりも上方に形成することができ、実施例1で述べたように炉心3の冠水および給水連通管22を通しての炉心3への冷却水の供給を行うことができる。
本実施例は実施例1Eで生じる各効果を得ることができる。本実施例では、仕切り壁33よりも内側に注水配管37からの冷却水を注水するので、原子炉格納容器6内に溜まっている冷却水の液面が炉心3の上端よりも上方の位置になるまでに、原子炉格納容器6内に注水される冷却水の量を少なくすることができる。
実施例3で用いられる鋼製の原子炉格納容器6Aは、沸騰水型原子力プラント1Aおよび1C〜1Hの各原子炉圧力容器に適用することができる。この場合には、冷却水プール13、熱交換器15、蒸気供給管16、ドレン配管17および非凝縮性ガス放出管19を含む、上部ドライウェル7内の蒸気を凝縮する蒸気凝縮装置を削除することができる。
1,1A,1B,1C,1D,1F,1G,1H…沸騰水型原子力プラント、2…原子炉圧力容器、3…炉心、4…炉心シュラウド、5…ダウンカマ、6,6A…原子炉格納容器、7…上部ドライウェル、8…下部ドライウェル、9…圧力抑制室、11…ベント管、13…冷却水プール、15…熱交換器、16…蒸気供給管、17…ドレン配管、18,21,23,28…開閉弁、19…非凝縮性ガス放出管、20…蒸気放出連通管、22…給水連通管、25…機器仮置きプール、27…注水配管、29…運転床、32…仕切り板、33…仕切り壁。
Claims (11)
- 複数の燃料集合体を装荷した炉心および前記炉心を取り囲む炉心シュラウドを有し、前記炉心シュラウドとの間に環状の冷却水通路を形成する原子炉圧力容器と、
前記原子炉圧力容器を取り囲み、内部に前記原子炉圧力容器が配置されるドライウェルおよび前記ドライウェルから隔離された圧力抑制室が形成された原子炉格納容器と、
前記ドライウェルに連通して前記圧力抑制室内の圧力抑制プールに達しているベント管と、
前記原子炉格納容器内に設置され、前記原子炉格納容器内に溜められる冷却水の液面を前記炉心よりも上方に形成する液面形成部材と、
一端部が前記原子炉圧力容器内で前記炉心シュラウドに接続されて前記炉心より上方の前記炉心シュラウド内の領域に連絡され、第1開閉弁が設けられて、前記原子炉圧力容器を貫通して他端部が前記原子炉圧力容器外で前記原子炉格納容器内に開口する蒸気放出管と、
一端部が前記原子炉圧力容器に接続されて前記管状の冷却水通路に連絡され、他端部が前記原子炉格納容器内に開口し、この一端部及びこの他端部が前記液面形成部材の上端よりも下方に位置して第2開閉弁が設けられる冷却水供給管とを備えたことを特徴とする原子力プラント。 - 蒸気凝縮装置が設けられ、
前記蒸気凝縮装置が、冷却プールと、前記冷却プール内に設置された蒸気凝縮器と、前記液面形成部材の上端より上方で前記原子炉格納容器に接続されて前記ドライウェルに連絡される蒸気供給管と、前記蒸気凝縮器に接続されて前記原子炉格納容器内に伸びており、前記蒸気凝縮器で生成された凝縮水を前記原子炉格納容器内に導くドレン配管とを有する請求項1に記載の原子力プラント。 - 前記ドレン配管が前記原子炉圧力容器に接続されて前記環状の冷却水通路に連絡されている請求項2に記載の原子力プラント。
- 前記ドレン配管が前記原子炉格納容器内で開口している請求項2に記載の原子力プラント。
- 前記原子炉格納容器が鋼製の原子炉格納容器である請求項1に記載の原子力プラント。
- 重力落下注水システムが前記原子炉圧力容器に接続された請求項1に記載の原子力プラント。
- 重力落下注水システムが設けられ、前記重力落下注水システムの注水配管が前記ドライウェル内に開口している請求項1に記載の原子力プラント。
- 前記蒸気放出管の前記他端部に形成された開口が、前記液面形成部材の上端よりも下方に配置される請求項1ないし7のいずれか1項に記載の原子力プラント。
- 前記蒸気放出管の前記他端部に形成された開口が、前記液面形成部材の上端よりも上方に配置される請求項1ないし7のいずれか1項に記載の原子力プラント。
- 仕切り部材が前記原子炉圧力容器および前記圧力抑制室に取り付けられ、前記仕切り部材によって前記ドライウェルが2つの領域に分離される請求項1ないし3,5および6のいずれか1項に記載された原子力プラント。
- 前記液面形成部材が、上端が前記炉心よりも上方に位置する前記ベント管、上端面が前記炉心よりも上方に位置する前記圧力抑制室、および上端が前記炉心よりも上方に位置して前記原子炉圧力容器を取り囲む仕切り壁のいずれかである請求項11または2に記載の原子力プラント。
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