JP2019207174A - 原子力発電プラント - Google Patents

Abstract

【課題】水素によって原子炉格納容器の内部の圧力が上昇することを抑制することができる原子力発電プラントを提供する。【解決手段】原子力発電プラント１は、原子炉格納容器２と、冷却水１５ａが充填された冷却プール１５を有し、原子炉格納容器を冷却する冷却機構１０と、を備えている。また、原子力発電プラント１は、原子炉格納容器２の気相部２ａ、８ａと冷却機構１０の冷却プール１５とを連通する気体放出配管１８と、気体放出配管１８に設けられ、水蒸気と水素を透過し、放射性物質を透過させないフィルタ１９と、を備えている。【選択図】図１

Description

本発明は、静的な冷却系からなる冷却機構を備えた原子力発電プラントに関する。

原子力発電プラントは、事故が発生してもその事故を収束させるために多様な安全系設備を備えている。沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）では、原子炉停止後も原子炉圧力容器に内蔵された炉心で発生する熱を除去する必要がある。例えば、原子炉圧力容器を内包する原子炉格納容器内で、原子炉圧力容器に接続された蒸気配管が破断する冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）が発生した場合、蒸気配管の破断口から原子炉格納容器のドライウェルに流出する蒸気を、サプレッションチェンバーに導いて冷却し、凝縮させている。これにより、破断口から放出された水蒸気を原子炉格納容器の内部に閉じ込めると共に、水蒸気が放出されることによる原子炉格納容器内の圧力が上昇することを抑制している。

しかしながら、サプレッションチェンバーで水蒸気を凝縮させることで、サプレッションチェンバー内の水の温度が上昇する。そして、サプレッションチェンバー内の水の温度が上昇することで、飽和水蒸気圧も上昇し、原子炉格納容器の圧力も上昇する。そのため、一般的な原子力発電プラントでは、残留熱除去系（ＲＨＲ）の機能の一部として、サプレッションチェンバー内の水をポンプで熱交換機に送り、熱交換機を通して原子炉格納容器の外部に放熱させた後、再びサプレッションチェンバーに戻すことが行われている。

近年では、原子力発電プラント内の全交流電源が喪失する事故を想定し、運転員の操作が必要なく、ポンプなどの動的機器や電源を必要としないで熱を除去する静的な安全系設備が求められている。

静的な安全系設備としては、例えば、特許文献１に記載されているようなものがある。特許文献１には、原子炉原子炉格納容器と、原子炉原子炉格納容器内部に設置された原子炉原子炉圧力容器と、原子炉原子炉格納容器の下部に設置され、原子炉原子炉格納容器内の圧力上昇を抑制するサプレッションプールと、を備えた原子力発電プラントが記載されている。また、特許文献１に記載された原子力発電プラントは、生体遮蔽壁と、原子炉原子炉格納容器と生体遮蔽壁との空間に冷却水を貯留する外周プールと、原子炉原子炉圧力容器から原子炉原子炉格納容器の外側に引き出された蒸気供給配管と、を備えている。そして、特許文献１に記載された原子力発電プラントは、蒸気供給配管の下流側に接続され、外周プール中に設置した蒸気凝縮熱交換器と、一端側が蒸気凝縮熱交換器の下流側に接続され、他端側がサプレッションプールに接続された凝縮水放出配管とを備えている。

特開２０１５−１９４４１６号公報

また、蒸気配管が破断した場合、水蒸気だけでなく水素が原子炉格納容器内に放出されるおそれがある。しかしながら、水素は凝縮できないため、特許文献１に記載された技術では、漏れ出た水素により原子炉格納容器の内部の圧力が上昇する、という問題を有していた。

本目的は、上記の問題点を考慮し、水素によって原子炉格納容器の内部の圧力が上昇することを抑制することができる原子力発電プラントを提供することにある。

上記課題を解決し、目的を達成するため、原子力発電プラントは、原子炉圧力容器を格納する原子炉格納容器と、冷却水が充填された冷却プールを有し、原子炉格納容器を冷却する冷却機構と、を備えている。また、原子力発電プラントは、原子炉格納容器の気相部と冷却機構の冷却プールとを連通する気体放出配管と、気体放出配管に設けられ、水蒸気と水素を透過し、放射性物質を透過させないフィルタと、を備えている。

上記構成の原子力発電プラントによれば、水素によって原子炉格納容器の内部の圧力が上昇することを抑制することができる。

第１の実施の形態例にかかる原子力発電プラントを示す概略構成図である。 第１の実施の形態例にかかる原子力発電プラントの気体放出配管の気体流入部を示す斜視図である。 第２の実施の形態例にかかる原子力発電プラントを示す概略構成図である。 第３の実施の形態例にかかる原子力発電プラントを示す概略構成図である。 第４の実施の形態例にかかる原子力発電プラントを示す概略構成図である。

以下、実施の形態例にかかる原子力発電プラントについて、図１〜図５を参照して説明する。なお、各図において共通の部材には、同一の符号を付している。

１．第１の実施の形態例
１−１．原子力発電プラントの構成例
まず、第１の実施の形態例（以下、「本例」という。）にかかる原子力発電プラントの構成について、図１及び図２を参照して説明する。
図１は、本例の原子力発電プラントを示す概略構成図である。

本例では、原子力プラントとして、改良型沸騰水型軽水炉（Ａｄｖａｎｃｅｄ Ｂｏｉｌｉｎｇ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ：ＡＢＷＲ）が適用される。図１に示すように、原子力発電プラント１は、原子炉格納容器２と、原子炉圧力容器３と、炉心４と、隔離壁５と、ペデスタル７と、サプレッションチェンバー８と、冷却機構１０等を備えている。また、原子力発電プラント１は、気体放出配管１８、静的触媒式水素再結合装置１７を備えている。

原子炉圧力容器３は、ステンレス鋼等の鋼材により略円筒型に形成されている。そして、原子炉圧力容器３の内部には、複数の燃料集合体が装荷された炉心４が配置されている。さらに、原子炉圧力容器３の内部には、原子炉冷却材及び減速材として炉水３ａが給水されている。また、原子炉圧力容器３には、主蒸気配管１２や不図示の吸水配管が接続されている。主蒸気配管１２には、主蒸気隔離弁１２ａが設けられている。そして、原子炉圧力容器３は、ペデスタル７に支持されて原子炉格納容器２内に収容されている。

本例の原子炉格納容器２は、熱伝導率がコンクリートよりも高い鋼製により形成されている。また、原子炉格納容器２は、気密性を有するように円筒状に形成されている。そして、原子炉格納容器２内には、原子炉圧力容器３や、サプレッションチェンバー８が格納されている。

さらに、原子炉格納容器２の内部空間は、原子炉圧力容器３を支持するペデスタル７と、気密壁であるダイヤフラム・フロア６により区分けされている。具体的には、原子炉格納容器２の内部空間は、ダイヤフラム・フロア６によって、気相部である上部ドライウェル２ａと、下部ドライウェル２ｂ及びサプレッションチェンバー８に区分けされる。上部ドライウェル２ａは、ダイヤフラム・フロア６よりも上方の空間であり、下部ドライウェル２ｂ及びサプレッションチェンバー８は、ダイヤフラム・フロア６よりも下方の空間である。

ペデスタル７は、略円筒状に形成されている。また、ペデスタル７は、原子炉格納容器２の底部に形成された床面から上方に向けて立設されている。ペデスタル７の上端部は、ダイヤフラム・フロア６に接合され、原子炉圧力容器３を支持する。

ペデスタル７は、原子炉格納容器２の内部空間におけるダイヤフラム・フロア６よりの下方の空間を、下部ドライウェル２ｂとサプレッションチェンバー８に区分けする。ペデスタル７と原子炉格納容器２の壁面の空間がサプレッションチェンバー８となる。サプレッションチェンバー８には、原子炉格納容器２内の圧力を抑制するための圧力抑制水８ｂが充填されている。そして、サプレッションチェンバー８の圧力抑制水８ｂの上部には、気相部となる上部空間部８ａが形成される。

また、ダイヤフラム・フロア６には、ベント管１１が設けられている。ベント管１１は、サプレッションチェンバー８と上部ドライウェル２ａとを連通する。ベント管１１の一端は、上部ドライウェル２ａに開口しており、ベント管１１の他端は、サプレッションチェンバー８に充填された圧力抑制水８ｂ内で開口している。

緊急時には、上部ドライウェル２ａ内の水蒸気がベント管１１を通過し、サプレッションチェンバー８の圧力抑制水８ｂに向けて放出される。そして、放出された水蒸気は、サプレッションチェンバー８の圧力抑制水８ｂによって冷却され凝縮される。

さらに、ペデスタル７の上端部には、真空破壊弁１４が設けられている。真空破壊弁１４は、サプレッションチェンバー８における上部空間部８ａと、下部ドライウェル２ｂとを開閉可能に連通している。真空破壊弁１４は、通常時では、閉じられている。そして、サプレッションチェンバー８の圧力が下部ドライウェル２ｂの圧力よりも高くなった場合には、真空破壊弁１４が開く。そして、サプレッションチェンバー８の上部空間部８ａの気体が真空破壊弁１４を介して下部ドライウェル２ｂに放出される。

また、原子炉格納容器２の内部は、空気を窒素に置換することで酸素を排除している。これにより、水素爆発の発生を防止している。

隔離壁５は、原子炉格納容器２の外壁を囲むようにして原子炉格納容器２の外壁と間隔を空けて設置されている。隔離壁５は、例えば、放射線を遮蔽するコンクリートにより形成されている。そして、隔離壁５と原子炉格納容器２との間には、静的な冷却機構１０が形成される。そして、冷却機構１０は、隔離壁５と原子炉格納容器２の外壁によって内部空間の気体が漏洩しない密閉構造を有している。

冷却機構１０は、冷却水１５ａが充填された冷却プール１５と、冷却プール１５における冷却水１５ａの上方に形成された冷却気相部１６とを有している。冷却気相部１６には、通常時では、空気が存在する。また、冷却気相部１６には、静的触媒式水素再結合装置１７が配置される。静的触媒式水素再結合装置１７は、水素を、冷却気相部１６に初期雰囲気に存在する空気に含まれている酸素と再結合させる。そして、静的触媒式水素再結合装置１７は、水素を水蒸気にする。

また、隔離壁５の上端部、すなわち冷却機構１０には、排気ライン１３が接続されている。排気ライン１３は、冷却気相部１６と原子炉建屋の外部とを連通する。そして、冷却気相部１６内の水蒸気は、排気ライン１３を通過して、外部に放出される。

また、冷却プール１５は、原子炉格納容器２の外壁を間に挟んでサプレッションチェンバー８に隣接している。そのため、冷却プール１５によりサプレッションチェンバー８を効率良く冷却することができる。そして、冷却プール１５とサプレッションチェンバー８は、気体放出配管１８を介して連通している。

気体放出配管１８は、気体放出部１８ａと、気体流入部１８ｂと、配管部１８ｃとを有している。気体放出部１８ａは、気体放出配管１８の一端部に形成された開口部である。また、気体流入部１８ｂは、気体放出配管１８の他端部に形成された開口部である。そして、配管部１８ｃは、気体放出部１８ａと気体流入部１８ｂとを接続する。

気体放出部１８ａは、冷却プール１５の冷却水１５ａ内に配置される。また、気体流入部１８ｂは、サプレッションチェンバー８の上部空間部８ａに配置される。そして、配管部１８ｃは、サプレッションチェンバー８の上部空間部８ａを通り、原子炉格納容器２の外壁を貫通している。そして、配管部１８ｃは、原子炉格納容器２の外壁から冷却気相部１６を通り、冷却プール１５の冷却水１５ａ内に延在する。

なお、配管部１８ｃが延在する向きは、上述した例に限定されるものではない。例えば、配管部１８ｃをサプレッションチェンバー８の上部空間部８ａから圧力抑制水８ｂ内を通し、冷却プール１５の冷却水１５ａ内に延在させてもよい。

また、気体放出部１８ａは、冷却プール１５の底面付近に配置することが望ましい。これにより、気体放出部１８ａから放出される水蒸気や水素からなる気体Ｓ２によって冷却プール１５の冷却水１５ａを撹拌させることができる。その結果、冷却プール１５の冷却水１５ａの温度が層をなす温度成層化を防止でき、冷却プール１５による原子炉格納容器２の除熱能力を高めることができる。

さらに、気体流入部１８ｂは、サプレッションチェンバー８の上部空間部８ａの上部に配置することが望ましい。これにより、気体流入部１８ｂがサプレッションチェンバー８の圧力抑制水８ｂ内に水没することを防ぐことができる。また、気体流入部１８ｂには、フィルタ１９が設けられている。

図２は、気体放出配管１８の気体流入部１８ｂを示す斜視図である。
図２に示すように、気体流入部１８ｂには、フィルタ１９と、起動弁１９ａが設けられている。起動弁１９ａは、フィルタ１９よりも気体流入部１８ｂの開口側に配置されている。起動弁１９ａは、例えば、所定の圧力で開放するラプチャディスクや安全弁等により構成されている。そのため、起動弁１９ａは、開放動作の際に電源や運転員の操作が不要である。これにより、弁操作やポンプ操作等に起因する起動不具合を排除することができ、電源や運転員の操作ないしで、原子炉格納容器２を減圧することができる。

フィルタ１９は、気体流入部１８ｂの通路を塞ぐように配置されている。そして、フィルタ１９は、水素や水蒸気を透過させ、放射性物質を透過させない。ここで、透過させる水素や水蒸気の分子径は、０．３ｎｍであり、炉内で発生する核***生成部であり、かつ放射性物質でもあるヨウ素やセシウム、放射性希ガス（主にクリプトンやキセノン）の分子径は、０．３ｎｍよりも大きい。そのため、フィルタ１９は、例えば、所定の分子径よりも小さい気体を選択的に透過する分子ふるいの原理を利用する分子ふるい膜により構成される。

なお、改良型沸騰水型軽水炉の場合、原子炉格納容器２内の気体は、窒素に置換されている。そのため、分子ふるい膜で気体を選択的に透過する場合、クリプトンやキセノンと分子径の近い窒素は透過しない可能性がある。しかしながら、原子炉格納容器２を減圧させる観点では、窒素がフィルタ１９を透過しなくても問題はない。

このような構成を有するフィルタ１９としては、例えば、ポリイミドを主成分とした高分子膜、窒化ケイ素を主成分としたセラミック膜、炭素を主成分とした酸化グラフェン膜等の分子ふるいにより気体の分離が可能な膜が用いられる。なお、フィルタ１９としては、上述したものに限定されるものではなく、炉内で発生する核***生成物を透過させず、水素と水蒸気を透過させる膜であればよい。

１−２．原子力発電プラントにおける事故発生時の冷却動作
次に、上述した構成を有する原子力発電プラント１における事故発生時の原子炉格納容器２の冷却動作について説明する。なお、主蒸気配管１２に大破断（大ＬＯＣＡ）が発生した場合について説明する。

図１に示すように、主蒸気配管１２に破断が発生した場合、原子炉圧力容器３で発生した水蒸気が主蒸気配管１２の破断口Ｋ１から流出する。そのため、原子炉圧力容器３の炉水３ａの水位及び圧力が低下する。また、主蒸気配管１２に設けられた主蒸気隔離弁１２ａは、主蒸気配管１２を通過する水蒸気の流量を示す信号により、閉じられる。そして、水蒸気やその他の放射性物質が原子炉格納容器２の外部に流出することを防止する。

また、主蒸気隔離弁１２ａが閉じられたことを示す信号により、スクラム信号が発生する。そして、このスクラム信号により、全ての制御棒が炉心４に挿入されることで原子炉が停止する。

なお、原子炉が停止した後も、原子炉圧力容器３内では崩壊熱が発生する。そして、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、この崩壊熱によって水蒸気が発生し続ける。そのため、原子炉圧力容器３内の炉水３ａも減少する。このため、原子炉圧力容器３内の水位を維持することで、炉心４を継続的に冷却する必要がある。さらに、炉心４で発生する水蒸気を凝縮させることで、原子炉格納容器２の圧力の上昇を緩和させて、原子炉格納容器２から崩壊熱を除去する必要がある。

まず、発生する水蒸気の凝縮について説明する。
主蒸気配管１２の破断口Ｋ１から上部ドライウェル２ａに流入した水蒸気は、ベント管１１を通って、サプレッションチェンバー８の圧力抑制水８ｂ内に流入する。そして、圧力抑制水８ｂ内に流入した気体Ｓ１に含まれる水蒸気は、圧力抑制水８ｂによって凝縮されて水に戻される。これにより、発生した水蒸気によって原子炉格納容器２内の圧力が上昇することを抑制することができる。

次に、原子炉圧力容器３内の炉水３ａの水位の維持及び原子炉格納容器２からの除熱について説明する。
大ＬＯＣＡが発生した場合でも、外部電源もしくは非常用電源が利用できる場合には、非常時炉心冷却系（ＥＣＣＳ）によって原子炉圧力容器３内に注水が行われる。これにより、炉水３ａの水位を炉心４よりも上方に維持することができ、炉心４を継続的に冷却することができる。

また、水蒸気を凝縮させることでサプレッションチェンバー８の圧力抑制水８ｂの温度が上昇する。しかしながら、残留熱除去系（ＲＨＲ）によりサプレッションチェンバー８の圧力抑制水８ｂを冷却し、原子炉格納容器２の除熱が行われる。また、ＲＨＲを用いて、原子炉格納容器２内の空間へ冷却水を注水することで原子炉格納容器２を冷却することができる。これにより、大ＬＯＣＡを安全に収束させることができる。

なお、外部電源もしくは非常用電源を利用できない場合には、上述したＲＨＲの除熱機能を使用することができない。そのため、サプレッションチェンバー８の圧力抑制水８ｂの水温が上昇すると共に、原子炉格納容器２の圧力が上昇する可能性がある。さらに、ＥＣＣＳによる注水が失敗した場合、核燃料から放出される放射性物質を外部に漏らさないために設けられた燃料被覆管が高温となり、損傷する可能性がある。そして、水や水蒸気が高温となった燃料被覆管に含まれるジルカイロが反応した場合、水素が発生する。発生した水素は、水蒸気と共に破断口Ｋ１から上部ドライウェル２ａに流出する。さらに、水素は、水蒸気と共にベント管１１を通り、サプレッションチェンバー８にも流入する。

はお、本例の原子力発電プラント１は、上述した電源が喪失した事故を想定し、静的に原子炉格納容器２を冷却することができる。次に、静的に原子炉格納容器２の冷却する動作について説明する。

サプレッションチェンバー８の圧力抑制水８ｂの水温が上昇すると、圧力抑制水８ｂの熱は、原子炉格納容器２の外壁を介して、冷却機構１０における冷却プール１５の冷却水１５ａに放熱される。これにより、サプレッションチェンバー８の圧力抑制水８ｂが冷却されると共に、冷却プール１５の冷却水１５ａが加熱される。

また、サプレッションチェンバー８の上部空間部８ａの圧力が上昇し、所定の圧力に達すると、気体放出配管１８の気体流入部１８ｂに設けた起動弁１９ａ（図２参照）が開放される。また、冷却気相部１６は、排気ライン１３を介して原子炉建屋の外部に接続されているため、冷却機構１０の冷却気相部１６の圧力は大気圧に等しい。そのため、サプレッションチェンバー８の上部空間部８ａの圧力が冷却気相部１６の圧力よりも高いため、上部空間部８ａの気体がフィルタ１９及び気体放出配管１８を介して冷却プール１５の冷却水１５ａに放出される。

なお、上部空間部８ａの気体に含まれている放射性物質は、フィルタ１９により遮断される。そのため、気体放出配管１８の気体放出部１８ａから放出される気体Ｓ２は、水蒸気及び水素を含み、放射性物質は含まない。その結果、放射性物質が原子炉格納容器２の外部に漏れ出ることを防ぐことができる。

気体放出配管１８から冷却水１５ａに放出された気体Ｓ２に含まれる水蒸気は、冷却プール１５の冷却水１５ａ内に直接放出される。そして、気体Ｓ２に含まれる水蒸気は、冷却プール１５の冷却水１５ａ内で冷却されて、凝縮する。この凝縮に伴い発生する凝縮熱により、冷却プール１５の冷却水１５ａが加熱される。

また、水蒸気に直接接触した状態で冷却水１５ａは加熱されるため、壁面や配管などからの伝熱による加熱よりも冷却水１５ａの加熱効率を向上させることができる。そのため、冷却プール１５の冷却水１５ａは、大気圧化での飽和温度である１００℃に早期に達し、沸騰する。

冷却水１５ａが沸騰することで、原子炉格納容器２の外壁を介した冷却水１５ａからサプレッションチェンバー８の圧力抑制水８ｂへの伝熱形態が、対流熱伝達から沸騰熱伝達に移行する。沸騰熱伝達は、対流熱伝達よりも熱伝達率が１０倍以上に大きい。そのため、冷却水１５ａによる熱伝達効率が向上し、原子炉格納容器２を効率良く除熱することができる。

なお、冷却水１５ａに放出される気体Ｓ２には、水素も含まれる。そして、水素は、凝縮されないため、冷却プール１５から冷却気相部１６に移動する。冷却気相部１６に移動した水素は、静的触媒式水素再結合装置１７によって冷却気相部１６に初期雰囲気に存在する酸素と結合され、水蒸気となる。そして、水蒸気は、排気ライン１３を介して原子炉建屋の外部に放出される。これにより、水素爆発が発生することを防止することができる。なお、放出された水素や水蒸気が原子炉建屋に再流入しないようにするため、排気ライン１３は、水素や水蒸気を原子炉建屋の外部環境に放出できることが好ましい。

また、本例では、冷却気相部１６に静的触媒式水素再結合装置１７を配置した例を説明したが、これに限定されるものではない。静的触媒式水素再結合装置１７は、排気ライン１３に設置してもよい。なお、冷却気相部１６は、冷却水１５ａから発生する水蒸気で満たされる。そのため、静的触媒式水素再結合装置１７を設けなくても水素爆発が発生する確率は小さい。

このように、本例の原子力発電プラント１によれば、運転員による弁操作やポンプ起動のような動的な方法を用いることなく、冷却機構１０を用いた完全に静的な方法で原子炉格納容器２の冷却を行うことができる。さらに、冷却水１５ａを効率良く加熱し、早期に沸騰させることができ、原子炉格納容器２の除熱効果を高めることができる。

また、気体放出配管１８を介して水蒸気と共に発生した水素を原子炉格納容器２の外部に放出することができるため、原子炉格納容器２の圧力が水素によって上昇することを抑制することができる。また、水素と水蒸気を透過させて、放射性物質を透過させないフィルタ１９により、放射性物質が原子炉格納容器２から外部に漏れ出ることを防止することができる。その結果、安全性の高い原子力発電プラント１を提供することができる。

２．第２の実施の形態例
次に、第２の実施の形態例にかかる原子力発電プラントについて図３を参照して説明する。
図３は、第２の実施の形態例にかかる原子力発電プラントを示す概略構成図である。

この第２の実施の形態例にかかる原子力発電プラントが、第１の実施の形態例にかかる原子力発電プラント１と異なる点は、原子力格納容器、静的な冷却機構及び気体放出配管の構成である。そのため、ここでは、原子力格納容器、冷却機構及び気体放出配管について説明し、第１の実施の形態例にかかる原子力発電プラントと共通する部分には、同一の符号を付して重複した説明は省略する。

図３に示すように、原子力発電プラント２０は、原子炉格納容器２Ｂと、原子炉圧力容器３と、炉心４と、ペデスタル７と、サプレッションチェンバー８と、冷却機構２１と、気体放出配管２８等を備えている。

原子炉格納容器２Ｂは、原子炉圧力容器３、ペデスタル７及びサプレッションチェンバー８を格納している。また、原子炉格納容器２Ｂは、例えば、放射線を遮断するコンクリートにより形成されている。また、原子炉格納容器２Ｂの上部には、格納容器上蓋２ｃが設けられている。

冷却機構２１は、原子炉格納容器２Ｂよりも上方に設置されている。また、冷却機構２１は、不図示の原子炉建屋の他の区画に対して内部の気体が漏洩しない密閉構造を有している。冷却機構２１は、冷却水２２ａが充填された冷却プール２２と、冷却プール２２における冷却水２２ａの上方に形成された冷却気相部２３とを有している。冷却プール２２に充填された冷却水２２ａの水面位置は、原子炉格納容器２Ｂよりも高い位置に存在している。

また、冷却機構２１には、排気ライン２７が接続されている。排気ライン２７の一端部は、冷却機構２１の冷却気相部２３に接続されており、排気ライン２７の他端部は、原子炉建屋の外部に延在している。そのため、排気ライン２７は、冷却気相部２３と、原子炉建屋の外部とを連通する。そして、冷却気相部２３内の水蒸気は、排気ライン２７を通過して、外部に放出される。さらに、冷却気相部２３には、静的触媒式水素再結合装置１７が配置されている。

また、冷却機構２１は、冷却プール２２に配置された熱交換器２４と、凝縮水放出配管２５と、気体供給配管２６とを有している。凝縮水放出配管２５の一端部は、熱交換器２４の下端部に接続されている。また、凝縮水放出配管２５の他端部は、サプレッションチェンバー８の圧力抑制水８ｂ内に配置されている。

気体供給配管２６の一端部は、原子炉格納容器２Ｂの格納容器上蓋２ｃを貫通し、上部ドライウェル２ａに配置されている。また、気体供給配管２６の他端部は、熱交換器２４の上端部に接続されている。

上部ドライウェル２ａ内の気体は、気体供給配管２６を通り熱交換器２４に供給される。そして、熱交換器２４に供給された気体に含まれる水蒸気は、熱交換器２４を通過することで凝縮される。凝縮された水蒸気は、凝縮水放出配管２５を通ってサプレッションチェンバー８の圧力抑制水８ｂに放出される。

また、気体放出配管２８は、気体放出部２８ａと、気体流入部２８ｂと、配管部２８ｃとを有している。気体放出部２８ａは、気体放出配管２８の一端部に形成された開口部である。また、気体流入部２８ｂは、気体放出配管２８の他端部に形成された開口部である。そして、配管部２８ｃは、気体放出部２８ａと気体流入部２８ｂとを接続する。

気体放出部２８ａは、冷却プール２２の冷却水２２ａ内に配置される。また、気体流入部２８ｂは、サプレッションチェンバー８の上部空間部８ａに配置される。これにより、サプレッションチェンバー８の上部空間部８ａと冷却プール２２は、気体放出配管２８によって連通する。また、気体流入部２８ｂには、フィルタ１９と不図示の起動弁が設けられる。

上述したように、冷却プール２２に充填された冷却水２２ａの水面位置は、原子炉格納容器２Ｂよりも高い位置に存在している。そのため、通常運転時などにおいてサプレッションチェンバー８の上部空間部８ａの圧力が大気圧程度である場合、気体放出配管２８を通り、フィルタ１９に冷却プール２２の冷却水２２ａが逆流する可能性がある。そのため、気体放出配管２８の配管部２８ｃには、逆流防止部２８ｄが設けられている。

逆流防止部２８ｄは、冷却プール２２の冷却水２２ａの水面位置よりも十分に高い位置に配置されている。これにより、冷却水２２ａが気体放出配管２８を通ってフィルタ１９に逆流することを防ぐことができる。なお、逆流防止部２８ｄを設ける代わりに、配管部２８ｃに逆止弁を設けてもよい。

次に、上述した構成を有する第２の実施の形態例にかかる原子力発電プラント２０における事故（大ＬＯＣＡ）発生時の冷却動作について説明する。

大ＬＯＣＡが発生した場合、上部ドライウェル２ａの圧力は、サプレッションチェンバー８の圧力よりも高くなる。そのため、上部ドライウェル２ａ内の気体は、気体供給配管２６を通り熱交換器２４に供給される。そして、熱交換器２４に供給された気体に含まれる水蒸気は、熱交換器２４を通過することで凝縮される。凝縮された水蒸気は、凝縮水放出配管２５を通ってサプレッションチェンバー８の圧力抑制水８ｂに戻る。

また、サプレッションチェンバー８のサプレッションチェンバー８の上部空間部８ａの圧力が上昇し、所定の圧力に達すると、気体放出配管２８の気体流入部２８ｂに設けた起動弁が開放される。そのため、サプレッションチェンバー８の上部空間部８ａ内の気体は、フィルタ１９及び気体放出配管２８を通り、冷却プール２２の冷却水２２ａに放出される。

そして、冷却プール２２の冷却水２２ａは、気体放出配管２８の気体放出部２８ａから放出された気体により、加熱されて早期に沸騰する。これにより、冷却水２２ａによる熱伝達効率が向上し、熱交換器２４を通る気体を効率良く除熱することができる。

さらに、気体放出配管２８から放出された気体に含まれる水素は、冷却プール２２から冷却気相部２３に移動する。冷却気相部２３に移動した水素は、静的触媒式水素再結合装置１７によって冷却気相部２３に初期雰囲気に存在する酸素と結合され、水蒸気となる。そして、冷却機構２１に接続された排気ライン２７から水蒸気が外部に放出される。

その他の構成は、第１の実施の形態例にかかる原子力発電プラント１と同様であるため、それらの説明は省略する。このような構成を有する原子力発電プラント２０によっても、上述した第１の実施の形態例にかかる原子力発電プラント１と同様の作用効果を得ることができる。

３．第３の実施の形態例
次に、第３の実施の形態例にかかる原子力発電プラントについて図４を参照して説明する。
図４は、第３の実施の形態例にかかる原子力発電プラントを示す概略構成図である。

この第３の実施の形態例にかかる原子力発電プラントが、第１の実施の形態例にかかる原子力発電プラント１と異なる点は、原子力格納容器、静的な冷却機構及び気体放出配管の構成である。そのため、ここでは、原子力格納容器、冷却機構及び気体放出配管について説明し、第１の実施の形態例にかかる原子力発電プラントと共通する部分には、同一の符号を付して重複した説明は省略する。

図４に示すように、原子力発電プラント３０は、原子炉格納容器２Ｂと、原子炉圧力容器３と、炉心４と、ペデスタル７と、サプレッションチェンバー８と、冷却機構３１と、気体放出配管３８等を備えている。

原子炉格納容器２Ｂは、第２の実施の形態例にかかる原子炉格納容器２Ｂと同一の構成を有している。そして、原子炉格納容器２Ｂの上部には、格納容器上蓋２ｃが設けられている。なお、格納容器上蓋２ｃは、熱伝導率がコンクリートよりも高い鋼製により形成されている。

冷却機構３１は、原子炉格納容器２Ｂの上部に配置されており、一部が格納容器上蓋２ｃに接触している。冷却機構３１は、冷却水３２ａが充填された冷却プール３２と、冷却プール３２における冷却水３２ａの上方に形成された冷却気相部３３とを有している。冷却気相部３３には、静的触媒式水素再結合装置１７が配置されている。

また、冷却機構３１には、排気ライン３７が接続されている。排気ライン３７の一端部は、冷却機構３１の冷却気相部３３に接続されており、排気ライン３７の他端部は、原子炉建屋の外部に延在している。そのため、排気ライン３７は、冷却気相部３３と、原子炉建屋の外部とを連通する。そして、冷却気相部３３内の水蒸気は、排気ライン３７を通過して、外部に放出される。

冷却プール３２は、底面部の一部が原子炉格納容器２Ｂの格納容器上蓋２ｃにより形成されている。そのため、冷却プール３２に充填された冷却水３２ａは、格納容器上蓋２ｃに直接接触する。そして、冷却機構３１は、格納容器上蓋２ｃを介して原子炉格納容器２Ｂの上部ドライウェルを直接冷却している。

また、気体放出配管３８は、気体放出部３８ａと、気体流入部３８ｂと、配管部３８ｃとを有している。気体放出部３８ａは、冷却プール３２の冷却水３２ａ内に配置される。また、気体流入部３８ｂは、サプレッションチェンバー８の上部空間部８ａに配置される。これにより、サプレッションチェンバー８の上部空間部８ａと冷却プール３２は、気体放出配管３８によって連通する。また、気体流入部３８ｂには、フィルタ１９と不図示の起動弁が設けられる。

上述したように、冷却プール３２に充填された冷却水３２ａの水面位置は、原子炉格納容器２Ｂよりも高い位置に存在している。そのため、第３の実施の形態例にかかる気体放出配管３８の配管部３８ｃには、第２の実施の形態例にかかる気体放出配管２８と同様に、逆流防止部３８ｄが設けられている。

逆流防止部３８ｄは、冷却プール３２の冷却水３２ａの水面位置よりも十分に高い位置に配置されている。これにより、冷却水３２ａが気体放出配管３８を通ってフィルタ１９に逆流することを防ぐことができる。なお、逆流防止部３８ｄを設ける代わりに、配管部３８ｃに逆止弁を設けてもよい。

その他の構成は、第１の実施の形態例にかかる原子力発電プラント１と同様であるため、それらの説明は省略する。このような構成を有する原子力発電プラント３０によっても、上述した第１の実施の形態例にかかる原子力発電プラント１と同様の作用効果を得ることができる。

４．第４の実施の形態例
次に、第４の実施の形態例にかかる原子力発電プラントについて図５を参照して説明する。
図５は、第４の実施の形態例にかかる原子力発電プラントを示す概略構成図である。

この第４の実施の形態例にかかる原子力発電プラントが、第１の実施の形態例にかかる原子力発電プラント１と異なる点は、気体放出配管の気体流入部の位置である。そのため、ここでは、気体放出配管について説明し、第１の実施の形態例にかかる原子力発電プラントと共通する部分には、同一の符号を付して重複した説明は省略する。

図５に示すように、気体放出配管１８の気体流入部１８ｂは、原子炉格納容器２の上部ドライウェル２ａに配置されている。そのため、上部ドライウェル２ａと冷却プール１５の冷却水１５ａは、気体放出配管１８を介して連通する。また、気体流入部１８ｂには、フィルタ１９と、不図示の起動弁が設けられている。炉心４で発生した水素や水蒸気により、上部ドライウェル２ａの圧力が所定の圧力に達すると、起動弁が開き、上部ドライウェル２ａ内の気体は、フィルタ１９及び気体放出配管１８を通り、冷却プール１５の冷却水１５ａに放出される。

大ＬＯＣＡ等が発生した場合、上部ドライウェル２ａの圧力は、サプレッションチェンバー８の上部空間部８ａの圧力よりも高くなる。そのため、気体流入部１８ｂを上部空間部８ａに配置した場合よりも、上部ドライウェル２ａに気体流入部１８ｂを配置したほうが、フィルタ１９及び気体放出配管１８を通る水素及び水蒸気の量が多い。そのため、第４の実施の形態例にかかる原子力発電プラント４０では、第１の実施の形態例にかかる原子力発電プラント１よりも早期に冷却プール１５の冷却水１５ａを沸騰させることができる。その結果、第１の実施の形態例にかかる原子力発電プラント１よりも冷却効果を向上させることができ、さらに水素による原子炉格納容器２内の圧力上昇を抑制することができる。

また、気体流入部１８ｂをダイヤフラム・フロア６よりも上方の上部ドライウェル２ａに配置することで、気体流入部１８ｂがサプレッションチェンバー８の圧力抑制水８ｂに水没することを防ぐことができる。

なお、第２の実施の形態例にかかる気体放出配管２８の気体流入部２８ｂや、第３の実施の形態例にかかる気体放出配管３８の気体流入部３８ｂにおいても、第４の実施の形態例にかかる気体放出配管１８と同様に、上部ドライウェル２ａに配置してもよい。

その他の構成は、第１の実施の形態例にかかる原子力発電プラント１と同様であるため、それらの説明は省略する。このような構成を有する原子力発電プラント４０によっても、上述した第１の実施の形態例にかかる原子力発電プラント１と同様の作用効果を得ることができる。

なお、本発明は上述しかつ図面に示した実施の形態に限定されるものではなく、特許請求の範囲に記載した発明の要旨を逸脱しない範囲内で種々の変形実施が可能である。

例えば、上述した第１の実施の形態例、第２の実施の形態例及び第３の実施の形態例にかかる原子力発電プラント１、２０、３０では、気体放出配管に起動弁を設けた例を説明したが、これに限定されるものではなく、起動弁を設けなくてもよい。

１、２０、３０、４０…原子力発電プラント、 ２、２Ｂ…原子炉格納容器、 ２ａ…上部ドライウェル（気相部）、 ２ｂ…下部ドライウェル、 ２ｃ…格納容器上蓋、 ３…原子炉圧力容器、 ３ａ…炉水、 ４…炉心、 ５…隔離壁、 ６…ダイヤフラム・フロア、 ７…ペデスタル、 ８…サプレッションチェンバー、 ８ａ…上部空間部（気相部）、 ８ｂ…圧力抑制水、 １０、２１、３１…冷却機構、 １１…ベント管、 １２…主蒸気配管、 １２ａ…主蒸気隔離弁、 １３、２７…排気ライン、 １４…真空破壊弁、 １５、２２、３２…冷却プール、 １５ａ、２２ａ、３２ａ…冷却水、 １６、２３、３３…冷却気相部、 １７…静的触媒式水素再結合装置、 １８、２８、３８…気体放出配管、 １８ａ…気体放出部、 １８ｂ…気体流入部、 １８ｃ…配管部、 １９…フィルタ、 １９ａ…起動弁、 ２４…熱交換器、 ２５…凝縮水放出配管、 ２６…気体供給配管

Claims (7)

1. 原子炉圧力容器を格納する原子炉格納容器と、
   冷却水が充填された冷却プールを有し、前記原子炉格納容器を冷却する冷却機構と、
   前記原子炉格納容器の気相部と前記冷却機構の前記冷却プールとを連通する気体放出配管と、
   前記気体放出配管に設けられ、水蒸気と水素を透過し、放射性物質を透過させないフィルタと、
   を備えた原子力発電プラント。
2. 前記原子炉格納容器の外壁を囲むようにして、前記原子炉格納容器の外壁と間隔を空けて設定された隔離壁をさらに備え、
   前記冷却機構は、前記原子炉格納容器と前記隔離壁との間に形成される
   請求項１に記載の原子力発電プラント。
3. 前記原子炉格納容器の中に格納され、前記原子炉格納容器の圧力を抑制するサプレッションチェンバーをさらに備え、
   前記冷却機構の前記冷却プールは、前記原子炉格納容器の外壁を介して前記サプレッションチェンバーに隣接する
   請求項２に記載の原子力発電プラント。
4. 前記冷却機構は、
   前記冷却プールに配置された熱交換器と、
   前記熱交換器と前記原子炉格納容器とを接続し、前記熱交換器に前記原子炉格納容器の気体を供給する気体供給配管と、
   前記熱交換器と前記原子炉格納容器とを接続し、前記熱交換器により凝縮された水蒸気を前記原子炉格納容器に放出する凝縮水放出配管と、を有する
   請求項１に記載の原子力発電プラント。
5. 前記冷却機構は、前記原子炉格納容器の上部に設置され、
   前記冷却プールの底面部の一部は、前記原子炉格納容器の上部に設置された格納容器上蓋により形成される
   請求項１に記載の原子力発電プラント。
6. 前記気体放出配管は、その一端部に形成された気体放出部と、他端部に形成された気体流入部と、前記気体放出部と前記気体流入部とを接続する配管部と、を有し、
   前記フィルタは、前記気体流入部に配置され、
   前記気体流入部には、所定の圧力で開放する起動弁が設けられる
   請求項１に記載の原子力発電プラント。
7. 前記冷却機構は、内部空間の気体が漏洩しない密閉構造を有しており、
   前記冷却機構には、前記内部空間と原子炉建屋の外側とを連通する排気ラインが接続される
   請求項１に記載の原子力発電プラント。

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