JP2013246117A - 原子力プラント - Google Patents

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

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 特開２０１１−５８８６６号公報

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。

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。

本発明の好適な一実施例である実施例１の原子力プラントの構成図である。 本発明の他の実施例である実施例２の原子力プラントの構成図である。 本発明の他の実施例である実施例３の原子力プラントの構成図である。 本発明の他の実施例である実施例４の原子力プラントの構成図である。 本発明の他の実施例である実施例５の原子力プラントの構成図である。 本発明の他の実施例である実施例６の原子力プラントの構成図である。 本発明の他の実施例である実施例７の原子力プラントの構成図である。 本発明の他の実施例である実施例８の原子力プラントの構成図である。 本発明の他の実施例である実施例９の原子力プラントの構成図である。

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)

1. 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。
2. 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。
3. 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。
4. 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。
5. 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。
6. 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。
7. 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。
8. 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。
9. 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。
10. 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。
11. 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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