JP4761988B2 - 沸騰水型原子力発電設備 - Google Patents

Description

本発明は、配管破断事故時等に原子炉炉心及び原子炉格納容器を長期に渡って冷却することが可能で、かつ、原子炉緊急停止失敗事象（ＡＴＷＳ事象）発生時に原子炉格納容器内の急激な圧力上昇を防止することが可能な沸騰水型原子力発電設備に関する。

高耐圧型の原子炉格納容器を備えた沸騰水型原子力発電設備において、非特許文献１及び２に記載されるように、原子炉格納容器内部で原子炉圧力容器に接続される配管が破断するような事故が発生した際に、原子炉圧力容器から破断口を介して流出する蒸気を原子炉格納容器内部に閉じ込めるとともに、原子炉圧力容器と原子炉格納容器とを比較的高圧で均圧させ、蒸気の流出を停止させる。

この蒸気の流出を停止させた状態で、原子炉炉心の崩壊熱によって発生する蒸気を非常用復水器へ導き、非常用復水器の伝熱管内部を蒸気が通過する過程で予め蓄えられた水と熱交換させて凝縮させ、原子炉圧力容器に戻す。

そして、予め原子炉圧力容器内部に冷却水として保有していた自己保有水による冠水維持によって原子炉炉心が冷却される。

さらに、原子炉炉心の冠水維持を長期的に継続するために、原子炉圧力容器から流出した冷却水（自己保有水）により原子炉格納容器の下部を冠水させた上で、原子炉圧力容器を減圧させて原子炉格納容器と均圧させ、かつ原子炉炉心より上部に配置した配管によって高耐圧型原子炉格納容器に流出した冷却水を重力差により再び原子炉圧力容器に還流させる。
H. Heki, et al., "DEVELOPMENT OF STATU OF CONTAINMENT BWR", Proceedings of ICONE13, 13th International Conference on Nuclear Engineering, Beijing, China, May 15-19, 2005 H. Heki, et al., "DEVELOPMENT OF SIMPLIFIED COMPACT CONTAINMENT BWR PLANT", Proceedings of ICONE12, 12th International Conference on Nuclear Engineering, April 25-29, 2004, Arlington, Viginia USA

高耐圧型の原子炉格納容器を備えた沸騰水型原子力発電設備において、均圧注入配管の高さまでの原子炉格納容器の冠水を原子炉圧力容器の自己保有水のみで達成しようとすると、原子炉圧力容器が非現実的に大きくなってしまう。

このため、予め水を蓄えた外部タンクを設置して、この外部タンクを原子炉圧力容器及び原子炉格納容器と均圧させて、外部タンク内の水を原子炉圧力容器及び高耐圧型原子炉格納容器へ補給する必要があった。

また、原子炉格納容器の内部に封入された窒素等の非凝縮性ガスが、配管破断事故時等に破断口を介して非常用復水器の伝熱管内部に流入して蓄積した場合に、非常用復水器の除熱性能が大幅に劣化してしまう。

非常用復水器の除熱性能劣化を回避するために、原子炉格納容器の外部にガス排出（ベント）のための外部タンクを設置して、非常用復水器からの非凝縮性ガスのベントを継続的に行うことが考えられる。

しかし、原子炉圧力容器及び原子炉格納容器からタンク側への一方的なベントでは、外部タンクが原子炉圧力容器と一旦均圧すると、それ以上はガスのベントができなくなり、事故発生から数日後以降に及ぶ長期の冷却ができなくなる。

このため、非常用復水器からの継続的かつ長期的な非凝縮ガスのベント機構の確立が必要となっていた。

さらに、異常事態が発生した場合の原子炉緊急停止（スクラム）失敗事象、いわゆるＡＴＷＳ（Ａｎｔｉｃｉｐａｔｅｄ Ｔｒａｎｓｉｅｎｔ Ｗｉｔｈｏｕｔ Ｓｃｒａｍ）事象が発生した際に、原子炉炉心で発生した蒸気を放出する場所がなく、この蒸気によって原子炉格納容器内部の圧力が急激に上昇して、許容圧力を超えてしまうことを防止する必要があった。

本発明は、上記課題を鑑みなされたものであり、高耐圧型の原子炉格納容器を有する沸騰水型原子力発電設備において、配管破断事故時等に長期の原子炉炉心及び原子炉格納容器の冷却を達成するための外部から原子炉炉心及び原子炉格納容器への冷却水の補給系を有し、かつ非常用復水器の非凝縮性ガスによる除熱性能劣化を最小限に抑えるための継続的かつ長期的な非凝縮性ガスのベント機構を有し、さらにＡＴＷＳ事象発生時の原子炉格納容器内部の急激な圧力上昇を抑制する手段を備えた沸騰水型原子力発電設備を提供することを目的とする。

上記課題を解決するために、本発明に係る沸騰水型原子力発電設備は、請求項１に記載したように、過圧防護用の安全弁を有する原子炉圧力容器を収納した原子炉格納容器と、前記原子炉圧力容器内で発生した蒸気を蒸気タービンに送り込む主蒸気系と、蒸気タービンからの蒸気を復水器により凝縮する原子炉復水系と、この原子炉復水系で凝縮された復水を前記原子炉圧力容器に戻す原子炉給水系とを備えた沸騰水型原子力発電設備において、前記原子炉圧力容器からの蒸気を凝縮して再び前記原子炉圧力容器に戻す非常用復水系と、前記非常用復水系からの復水を貯蔵する外部貯蔵系とを備え、前記外部貯蔵系は、前記非常用復水系からの復水を貯蔵する外部タンクと、この外部タンク内の水を前記原子炉圧力容器へ注水する原子炉冷却用補給水配管と、前記外部タンク内の水を前記原子炉格納容器へ注水する原子炉格納容器冠水用配管とを有し、前記原子炉冷却用補給水配管が前記原子炉圧力容器及び外部タンクに接続される高さは、前記原子炉格納容器冠水用配管が前記原子炉格納容器及び外部タンクに接続される高さに対して異なるように設定されて、前記原子炉圧力容器への注水量と注水開始タイミング、及び、前記原子炉格納容器への注水量と注水開始タイミングが、それぞれ重力により駆動制御されることを特徴とする。

本発明に係る沸騰水型原子力発電設備によると、配管破断事故時等に原子炉炉心及び原子炉格納容器の冷却を長期的に維持でき、かつ、ＡＴＷＳ事象発生時の原子炉格納容器内部の急激な圧力上昇を抑制することが可能となる。

本発明に係る沸騰水型原子力発電設備の実施形態について、添付図面に基づいて説明する。

〔第１実施形態〕
図１に、本発明に係る沸騰水型原子力発電設備の第１実施形態の構成図を示す。

沸騰水型原子力発電設備１は、小型（例えば３００〜５００ＭＷｅ級）でドライコンテナ方式の沸騰水型原子力発電設備であり、図１に示すように、密閉された高耐圧の原子炉格納容器２を備えるとともに、原子炉格納容器２には原子炉圧力容器３が収納される。

この時、原子炉格納容器２は、原子炉建屋の床面に固定された台座である格納容器支持ペデスタル４に支持され固定されるとともに、原子炉圧力容器３は、原子炉格納容器２内で固定された台座である圧力容器支持ペデスタル５に支持される。

また、沸騰水型原子力発電設備１は、原子炉圧力容器３内で発生した蒸気を、発電を行う蒸気タービン（図示せず）に送り込む例えば２系統の主蒸気系６と、蒸気タービンからの蒸気を復水器（図示せず）により凝縮する原子炉復水系（図示せず）と、原子炉復水系で凝縮された復水を給水ポンプ７ａを介して原子炉圧力容器３に戻す原子炉給水系７と、配管破断事故時等やＡＴＷＳ事象発生時に安全を確保する安全系システム８とを備える。

原子炉圧力容器３は下部に原子炉炉心９を備え、この原子炉炉心９は炉心シュラウド１０で囲まれる。原子炉給水系７から原子炉圧力容器３内に戻された給水は炉水となり、ダウンカマー１１を通って炉心下部プレナム１２に案内され、この炉心下部プレナム１２で反転して原子炉炉心９を通り上昇する。

この炉水は、原子炉炉心９を上昇する際に核反応熱を受けて蒸発し、気液二相流となり、原子炉炉心９の上方へ流され、気水分離器１３によって蒸気と水とに分離される。

気水分離器１３で分離された蒸気は、トーラス状あるいはスリーブ状の蒸気乾燥器１４によってさらに湿分が除去され、主蒸気隔離弁１５を介して主蒸気系６に案内される。また、気水分離器１３で分離された水は、炉心シュラウド１０と原子炉圧力容器との間の環状領域であるダウンカマー１１を流下して再び原子炉炉心９に戻される。

原子炉格納容器２の形状は、原子炉圧力容器３廻りの冠水量を最小限に抑えることを目的として、原子炉圧力容器３の下部を近接状態で覆っている。原子炉圧力容器３の下部に原子炉炉心９が備えられ、原子炉格納容器２において原子炉炉心９の周囲は円筒状に設計される。原子炉格納容器２の高さ方向中央部には、原子炉圧力容器３からの配管や弁が配置されるため、原子炉格納容器２の中央領域は、原子炉圧力容器３から外周方向に大きく膨出する膨出球状に、例えば球状に設計され、さらに原子炉格納容器２の高さ方向上部の領域は半球状に設計される。

原子炉圧力容器３の上部には制御棒駆動装置１６が設けられ、この制御棒駆動装置１６は、原子炉炉心９の上部の制御棒収納スペース１７に収納された制御棒１８を、原子炉炉心９に対して上部から挿入するように駆動制御される。

制御棒１８を原子炉炉心９の上部から挿入することにより、重力を利用して早急に制御棒１８を原子炉炉心９内に挿入することが可能となる。

次に、沸騰水型原子力発電設備１に備えられる安全系システム８について説明する。

安全系システム８は、非常時に原子炉圧力容器３からの蒸気を凝縮して再び原子炉圧力容器３に戻す非常用復水系１９と、非常用復水系１９からの復水を貯蔵する外部貯蔵系２０と、原子炉圧力容器３にホウ酸水等のポイズンを注入するポイズン注入系２１とを備える。

原子炉圧力容器３の上部には、原子炉圧力容器３内が異常高圧になった際に、内部の蒸気を原子炉格納容器２内に放出する安全弁２２が備えられる。この安全弁２２を介して高圧の蒸気が原子炉格納容器２内に放出されるため、原子炉格納容器２は高耐圧設計に構成される。

また、原子炉格納容器２及び原子炉圧力容器３には、原子炉格納容器２及び原子炉圧力容器３が同圧になった際の水位の高低差（重力差）を利用して原子炉格納容器２から原子炉圧力容器３へ冷却水を補給する連通配管２３が備えられる。

なお、原子炉圧力容器３には、原子炉炉心９の上端より下方に配管等のノズルを設けないようにする。

非常用復水系１９は、熱を吸収する非常用復水器プール２４を有し、この非常用復水器プール２４の内部には、蒸気を凝縮する非常用復水器２５が備えられる。この非常用復水器２５は、原子炉圧力容器３からの蒸気が流入する入口水室２６、蒸気と接触して蒸気から熱を奪う伝熱管、伝熱管から復水が流入する出口水室２７を備える。

また、非常用復水器２５には、原子炉圧力容器３内の蒸気を吸い込む非常用復水器蒸気吸込み配管２８、非常用復水器２５により凝縮された冷却水を原子炉圧力容器３に注入する非常用復水器凝縮水戻り配管２９が設置される。

非常用復水器２５には、非常用復水系１９からの復水とともに流入する非凝縮性ガスが伝熱管に蓄積して除熱性能を劣化させることを防止するために非凝縮性ガスを排出する非常用復水器ガスベント配管３０と、非常用復水系１９からの復水を外部貯蔵系２０に排出する非常用復水器主ベント配管３１とが設けられる。

なお、非常用復水器主ベント配管３１は、原子炉格納容器２の圧力が瞬時に上昇するのを防ぐため、非常用復水器ガスベント配管３０より大口径に設定される。すなわち、非常用復水器２５から外部タンク３４に注水する非常用復水器ベント配管として、口径の異なる配管が複数並列に設置される。

非常用復水器ガスベント配管３０には、管内を流れる非凝縮性ガスの流量を制御する絞りである非常用復水器ガスベント流量制限オリフィス３２が設けられ、非常用復水器主ベント配管３１の一端には、非常用復水器主ベント配管用スパージャ３３が設けられる。非常用復水器主ベント配管３１からの外部タンク３４の貯留水への吐き出し口をスパージャ構造にすることにより、蒸気の凝縮効果が高まるからである。

また、非常用復水器主ベント配管３１の外部貯蔵系２０側となる吐き出し口の高さは、非常用復水系１９側となる吸込み口の高さより下方に設定される。

外部貯蔵系２０は、予め蓄えられた冷却水、非常用復水器主ベント配管３１から流出する復水、及び非凝縮ガスを貯蔵する外部タンク３４を備える。外部タンク３４内には冷却水が蓄えられ、冷却水は、外部タンク３４の上方から原子炉冷却用補給水Ａ、原子炉格納容器冠水用水Ｂ、ベント蒸気凝縮用水Ｃとして使用される。

外部タンク３４は、原子炉圧力容器３に原子炉冷却用補給水Ａを注入する原子炉冷却用補給水配管３５と、原子炉格納容器２に原子炉格納容器冠水用水Ｂを注入する原子炉格納容器冠水用配管３６とを備える。

すなわち、外部タンク３４内において、重力駆動により、原子炉冷却用補給水配管３５より上部に蓄えられた冷却水が原子炉冷却用補給水Ａとして使用されるとともに、原子炉格納容器冠水用配管３６より上部の冷却水が原子炉格納容器冠水用水Ｂとして、原子炉格納容器冠水用配管３６より下部の冷却水がベント蒸気凝縮用水Ｃとして使用される。

また、外部タンク３４は、この外部タンク３４内の冷却水を残留熱除去系配管３７を通して吸い上げる残留熱除去系ポンプ３８と、残留熱除去系ポンプ３８が吸い上げた冷却水から残留熱を奪う残留熱除去系熱交換器３９と、残留熱除去系ポンプ３８が吸い上げた冷却水を分散する外部タンクスプレイスパージャ４０とからなる冷却配管を備える。

さらに、外部タンク３４から原子炉圧力容器３へ注水する高圧補給水配管４１には高圧補給水ポンプ４２が備えられ、この高圧補給水配管４１の冷却水の出口部分は原子炉給水系７に接続される。

ポイズン注入系２１は、緊急時に原子炉圧力容器３に注入するためのホウ酸水等のポイズンを貯蔵するポイズン注入系蓄圧貯蔵タンク４３と、ポイズンを原子炉圧力容器３に注入するポイズン注入系ポイズン注入配管４４とから構成される。

次に、本発明に係る沸騰水型原子力発電設備１の実施例１について、図２〜図６に基づいて説明する。

実施例１では、原子炉格納容器２の内部で原子炉圧力容器３に接続される配管等が破断するような事故が発生した場合等により生じる冷却材喪失事故時の事象について説明する。

図２〜図４に、原子炉冷却材喪失時における沸騰水型原子力発電設備１の事象推移の状態を、時間軸に沿って示す。また、図５及び図６に、原子炉冷却材喪失時の原子炉圧力容器内の水位Ｌ１等の主要パラメータの変動を示すグラフを示す。

沸騰水型原子力発電設備１において、通常、原子炉圧力容器３内で発生した蒸気は主蒸気系６を経由して蒸気タービンに到達し、発電に利用される。そして、蒸気タービンから出てきた蒸気は原子炉復水系により凝縮されて復水となり、この復水が原子炉給水系７により再び原子炉圧力容器３に給水として戻される。

しかしながら、原子炉圧力容器３に接続された配管等に破断事故が発生した場合には、破断口４５を介して原子炉圧力容器３から原子炉格納容器２に蒸気が流出し、この蒸気が原子炉格納容器２の内部に閉じ込められる。

この時、図２に示すように、原子炉圧力容器３内の水位が低下するとともに、原子炉格納容器２内の圧力や温度、及び原子炉格納容器２の容器壁の温度が上昇する。また、原子炉格納容器２内に流出した蒸気の一部は凝縮して原子炉格納容器２の底部に蓄積し、原子炉格納容器２内の冷却水の水位が上昇する。

原子炉圧力容器３内の蒸気が原子炉格納容器２内に流出した結果、原子炉圧力容器３と原子炉格納容器２の圧力は速やかに均圧して、破断口４５からの蒸気の流出は停止する。

蒸気を原子炉格納容器２に閉じ込めた状態で、原子炉炉心９の崩壊熱によって発生する蒸気を非常用復水器蒸気吸込み配管２８を介して非常用復水器２５へ導き、非常用復水器２５の伝熱管内部を蒸気が通過する過程で非常用復水器プール２４に蓄えられた水との熱交換によって凝縮させ、非常用復水器凝縮水戻り配管２９から原子炉圧力容器３に戻す。

このように、事故発生直後、すなわち事故発生後の比較的早期においては、原子炉炉心９の冷却は、原子炉格納容器２及び原子炉圧力容器３を減圧冷却し、事故発生前に原子炉圧力容器３の内部に冷却水として保有していた自己保有水により冠水維持することによって達成される。

この時、非常用復水器２５の除熱能力が原子炉格納容器２から外部への放熱量に勝るため、原子炉圧力容器３の圧力の低下の方が原子炉格納容器２の圧力低下よりも早く、事故発生前に原子炉格納容器２の内部に封入されていた窒素ガスが破断口４５を通じて原子炉圧力容器３へ流れ込む。

この窒素ガスは、非常用復水器蒸気吸込み配管２８を介して非常用復水器２５に蒸気とともに吸込まれ、非常用復水器ガスベント配管３０を通じて外部タンク３４へ排出（ベント）されるとともに、非常用復水器２５により凝縮された復水の流れに随伴して原子炉圧力容器３へ再循環される（図５の（Ｉ）の状態）。

一方、非常用復水器２５に流入した蒸気や窒素ガス等の非凝縮性ガスの混合流体が非常用復水器２５の伝熱管内を流れる際に、混合気体のうちの蒸気が凝縮して非凝縮性ガスの分圧が上昇するため、非常用復水器２５の除熱性能は伝熱管下流に行くに従って劣化する。

非常用復水器２５の伝熱管の出口で非凝縮性ガスの分圧は最大となって、出口水室２７に残りの蒸気と凝縮水とともに吐き出される。この非凝縮性ガス分圧の高い混合流体を外部タンク３４へ選択的にベントすることで、外部タンク３４内の貯留水の加熱を最小限に抑えた上で、その気相部圧力を徐々に増加させ、事故発生後数時間から１日程度をかけて最終的に原子炉格納容器２及び原子炉圧力容器３を均圧させる。

事故発生から長時間が経過すると、図３に示すように、蒸気流出によって、原子炉圧力容器３内の水位Ｌ１は徐々に低下して、原子炉炉心９の上端にまで近付く。原子炉圧力容器３内の水位Ｌ１を回復させるために、原子炉圧力容器３と均圧した外部タンク３４から原子炉冷却用補給水配管３５を介して重力差によって原子炉圧力容器３に注水させる（図５の（ＩＩ）の状態）。

なお、この原子炉冷却用補給水配管３５の吸込みは、必要な量が補給できるように外部タンク３４の所定の高さに開口しており、場合によっては原子炉圧力容器３への注水が行われないこともある。図６に、外部タンク３４から原子炉炉心９への注水が行われなかった場合の、原子炉冷却材喪失時の主要パラメータの変動を表したグラフを示す。

外部タンク３４から原子炉圧力容器３への注水の後、さらに長時間が経過すると、原子炉格納容器２の外部への放熱が継続するため、このまま放置すると原子炉圧力容器３内の水位Ｌ１は徐々に低下し続け、何らかの手段をとらなければ原子炉炉心９の露出に至る可能性がある。

そこで、原子炉炉心９を安定な冷却状態へ移行させるため、図４に示すように、外部タンク３４から原子炉格納容器冠水用配管３６を介して原子炉格納容器２を重力差によって原子炉圧力容器３と非常用復水器凝縮水戻り配管２９との接続高さよりも上まで冠水させる。

原子炉格納容器２から連通配管２３を介して重力差により原子炉圧力容器３へ補給することで、原子炉圧力容器内の水位Ｌ１を原子炉炉心９より上に維持させる。

この原子炉格納容器冠水用配管３６の吸込みは、必要な量が補給できるように、外部タンク３４の原子炉冷却用補給水配管３５より下方の所定の高さに開口している。

連通配管２３を介した冷却循環経路が一旦形成されると、非常用復水器２５内の滞留ガスの定常的な排出により、その所定の除熱が行われる限り、これらの系統以外からの水を補給することなしに、原子炉炉心９を継続的に冷却することが可能となる（図５の（ＩＩＩ）の状態）。

また、連通配管２３は、原子炉格納容器２の外部に配置されるため、事故時に高温あるいは高圧となる原子炉格納容器２内の雰囲気条件を考慮せずに設計することができ、高い信頼性を持ってこの開動作が実現される。

非常用復水器２５内に滞留する非凝縮性ガスを凝縮水に随伴させて原子炉圧力容器３へ戻すことは、非常用復水器凝縮水戻り配管２９の配管サイジングと原子炉圧力容器３との接続部手前のＵシール（Ｕ字配管）の高さ設定を適切に行うことで可能となる。

一般に、凝縮水の流速が高速である程随伴される非凝縮性ガスは排出されやすくなるが、一方、水及びガスの流速が早い程、非常用復水器凝縮水戻り配管２９での圧力損失が大きくなる。

非常用復水器２５に流入する蒸気流量、すなわち非常用復水器２５の除熱性能は、非常用復水器蒸気吸込み配管２８と原子炉圧力容器３との接続端及び非常用復水器凝縮水戻り配管２９と原子炉圧力容器３との接続端、この２つの接続端間での原子炉圧力容器３側と非常用復水器２５側の水頭差及び非常用復水器２５の系統配管の圧力損失で決定されることから、非常用復水器凝縮水戻り配管２９の圧力損失が増大することは非常用復水器２５の除熱性能を阻害する可能性がある。

よって、非常用復水器２５の除熱を阻害することなく、なおかつ事故時に非常用復水器２５から非凝縮性ガスを凝縮水に随伴させて効率よく排出させるためには、非常用復水器凝縮水戻り配管２９の口径を適切に選択する必要がある。

原子炉定格運転圧力近傍の７ＭＰａの高圧条件で、非常用復水器２５が所定の除熱性能を満たす条件において非常用復水器凝縮水戻り配管２９が凝縮水で満たされて流れる場合に、その凝縮水の平均流速が所定値以上、例えば１メートル毎秒以上となる非常用復水器凝縮水戻り配管２９の口径では、除熱性能を維持しつつ効率的に非凝縮性ガスを排出する２つの要求を満たすことができる。

また、非常用復水器凝縮水戻り配管２９と原子炉圧力容器３の接続部から非常用復水器２５に向けて蒸気の逆流を防止する必要があり、このため、非常用復水器凝縮水戻り配管２９はＵ字状の配管（Ｕシール）として原子炉圧力容器３と接続するが、一方、非常用復水器２５からの非凝縮性ガスの排出という観点からはＵシールの高さが影響する。

このことから、Ｕシールの高さを配管直径（１Ｄ）に一致させることにより、Ｕシールの効果を維持しつつ、非常用復水器２５からの非凝縮性ガスの排気を促進することができる。

なお、この機能により、万一、原子炉炉心９の冷却不全によって炉心損傷に至り、燃料被覆管材料であるジルコニウムと蒸気が反応して大量の水素が発生した場合においても、非常用復水器２５に流入した水素ガスは伝熱管内に蓄積することなしに原子炉圧力容器３へ継続的に排出される。

よって、実施例１によると、非常用復水器２５の除熱性能は極端な劣化をせず、原子炉格納容器２からの継続的な除熱が可能となる。

次に、本発明に係る沸騰水型原子力発電設備１の実施例２について、図７〜図１０に基づいて説明する。

実施例２では、原子炉緊急停止（スクラム）に失敗した事象（以下、ＡＴＷＳ事象という）が発生した場合の事象について説明する。

図７〜図９は、主蒸気隔離弁が閉鎖した場合を例に、ＡＴＷＳ事象が発生した場合の事象推移を時間軸に沿って示したものである。また、図１０は、ＡＴＷＳ時の主要パラメータの変動を示すグラフである。

原子炉の運転中に何らかの要因で主蒸気隔離弁が閉鎖した場合には、通常、原子炉を自動でスクラムさせるインターロックが設けられている。しかしながら、このスクラムに失敗すると、原子炉炉心９から発生する蒸気によって原子炉圧力容器３の圧力が上昇し、さらには安全弁２２から蒸気が噴出して原子炉格納容器２の圧力及び温度が急激に上昇してしまう。

原子炉格納容器２及び原子炉圧力容器３の圧力上昇に対処するために、従来、圧力抑制プールを用いて原子炉圧力容器３への給水流量を最大限絞る等の手段（圧力抑制方式）を用いて、原子炉圧力容器３内の水位を低下させることにより、原子炉の出力を低下させていた。

しかしながら、沸騰水型原子力発電設備１は、ドライコンテナ方式を採用しており圧力抑制プールを持たないため、原子炉格納容器２の圧力が、原子炉の出力Ｌ６が十分に低下しない事象発生後数分で原子炉圧力容器３の圧力にまで上昇する可能性がある。

このため、沸騰水型原子力発電設備１においては、非常用復水器２５の出口水室に大口径の非常用復水器主ベント配管３１を設けて、原子炉炉心９から発生した蒸気を外部タンク３４の貯留水中に導いて凝縮させる構成とした。

ＡＴＷＳ事象が発生したことを検知して給水流量の絞込みを行うのとほぼ同時にこのベントを作動させることにより、非常用復水器２５による除熱に加えて、外部タンク３４での蒸気凝縮による除熱も実施することができる。

図１０に示すように、ＡＴＷＳ事象発生時に、原子炉圧力容器３内の圧力Ｌ２及び原子炉格納容器６内の圧力Ｌ３も過度に上昇しないため、最低限、この圧力を維持するためには、原子炉圧力容器３内の水位Ｌ１の低下により原子炉の出力Ｌ６を低下させる（図１０の（ＩＩ）の状態）。

ここまでの期間で、運転員操作によるスクラムや他の手段を用いて制御棒１８挿入などを試みることとなるが、これらがすべて失敗した場合には、次の段階に移行する。

また、ここまでの期間に外部タンク３４の水位が上昇して、その気相部の容積が減少することで、その圧力が過度に上昇しないよう、図８に示すように、高圧補給水ポンプ４２等を使用して外部タンク水位を調節する（図１０の（ＩＩＩ）の状態）。

さらに、外部タンク３４に設けられた残留熱除去系ポンプ３８、残留熱除去系熱交換器３９、外部タンクスプレイスパージャ４０を機能させることで、蒸気凝縮による外部タンク３４の水温上昇を抑制する。

上記の時間が経過した後、最終的な原子炉停止手段として、ポイズン蓄圧貯蔵タンク２４から原子炉炉心９の領域へポイズンを急速に注入する。これによって、原子炉を速やかに高温未臨界の状態へ移行させることができる（図１０の（ＩＶ）の状態）。

ポイズン注入時間、非常用復水器ベント容量、外部タンク容量などを適切に設定することで、この段階までの期間でも外部タンク内水温及び圧力を所定の値以下することが可能である。

原子炉炉心９がポイズンにより高温未臨界の状態となって以降、さらにポイズンを注入することにより低温未臨界へ移行させることが可能である。

また、図９に示すように、高温未臨界到達以降は、非常用復水器２５による除熱を行いつつ、原子炉圧力容器３内の水位Ｌ１を外部タンク３４からの注水等で徐々に回復させることで安全な状態を維持することができる（図１０の（Ｖ）の状態）。

なお、非常用復水器２５の機能が全て喪失するような事象が発生した場合でも、原子炉炉心９から発生する蒸気をベントさせて原子炉圧力容器３を減圧させるのと同時に、外部タンク３４の水を残留熱除去系ポンプ３８で吸込み、残留熱除去系熱交換器３９で冷却した後、外部タンクスプレイスパージャ４０で戻すという経路を確保する。さらに、高圧補給水ポンプ４２によって原子炉圧力容器３内の水位維持を組み合わせることにより、原子炉圧力容器３を残留熱除去系ポンプ３８の停止時冷却用の運転が可能となる圧力まで安全に減圧することが可能となる。

〔第２実施形態〕
次に、本発明に係る沸騰水型原子力発電設備の第２実施形態について、図１１に基づいて説明する。なお、第１実施形態と同一の構成には同一の符号を付し、詳細な説明を省略する。

第２実施形態の沸騰水型原子力発電設備１Ａは、第１実施形態の沸騰水型原子力発電設備１において、ＡＴＷＳ時における原子炉格納容器２の圧力上昇を抑制するための、後備機能を追加したものである。

すなわち、沸騰水型原子力発電装備１Ａの安全系システム８Ａは、図１１に示すように、原子炉格納容器２及び外部タンク３４の圧力上昇を抑制するために、原子炉格納容器２の外部に配設される外部タンク３４とは異なる水プール４６を備える。

また、原子炉格納容器２に高耐圧型の原子炉格納容器安全弁４７が設置されるとともに、この原子炉格納容器安全弁４７には、原子炉格納容器２からの排気を水プール４６の液相部４６ａへ導く排気管５４が備えられる。この排気管５４の水プール４６側の開口部には、高耐圧型の原子炉格納容器安全弁排気管用スパージャ４８が設けられる。

さらに、外部タンク３４の気相部にも外部タンク安全弁４９が設置されて、同様に、外部タンク安全弁４９からの排気を排気管５５から水プール４６の液相部４６ａへ外部タンク安全弁排気管用スパージャ５０を介して行う。

第２実施形態の沸騰水型原子力発電設備１Ａにおいて、ＡＴＷＳ時に非常用復水器主ベント配管３１から外部タンク３４への蒸気排出に失敗した場合に、原子炉格納容器２内に安全弁２２を介して放出された原子炉蒸気は原子炉格納容器安全弁４７から水プール４６に導かれて凝縮し、この蒸気とともに排出された原子炉格納容器２内部の窒素ガスも水プール４６内部に格納できる。これにより、原子炉格納容器２の過度の圧力上昇を抑制できる。

また、非常用復水器主ベント配管３１から外部タンク３４への蒸気排出に成功した場合でも、外部タンク３４に配設された残留熱除去系ポンプ３８、残留熱除去系熱交換器３９及び外部タンクスプレイスパージャ４０を用いた外部タンク３４内部の水の冷却に失敗すると外部タンク３４の圧力は上昇するが、外部タンク３４の圧力が外部タンク安全弁４９の作動圧力にまで達すると、外部タンク３４内部の蒸気や窒素ガスなどの非凝縮性ガスを水プール４６へ移行させることで、外部タンク３４の圧力上昇を抑制できるとともに、非常用復水器主ベント配管３１による原子炉圧力容器３の圧力上昇抑制も可能となる。

この結果、ポイズン注入系蓄圧貯蔵タンク４３から注入されたポイズン（ホウ酸水等）によって原子炉が停止されるまでの期間で、原子炉格納容器２の過度の圧力上昇を抑制することができ、原子炉停止後は非常用復水器２５によって原子炉炉心９の崩壊熱によって発生する蒸気を凝縮することで、原子炉炉心９を冷却することが可能となる。

また、このような原子炉格納容器２の圧力上昇抑制方法は、ＡＴＷＳ時だけでなく、原子炉炉心９の冷却不全によって炉心損傷に至り、燃料被覆管材料であるジルコニウムと蒸気が反応して大量の水素が発生した場合に対しても利用可能である。

なお、水プール４６は、例えば、原子炉圧力容器３内の燃料を交換する際に使用する復水貯蔵槽を利用することが可能である。この場合、第１実施形態の原子炉格納容器２の圧力上昇抑制方法を行うためには、原子炉格納容器安全弁４７、外部タンク安全弁４９、原子炉格納容器安全弁排気管用スパージャ４８、外部タンク安全弁排気管用スパージャ５０とこれらに付随する排気管５４、５５を追加するのみで、ＡＴＷＳ時の圧力上昇抑制のための後備機能が得られ、安全性をさらに高めることが可能となる。

〔第３実施形態〕
次に、本発明に係る沸騰水型原子力発電設備の第３実施形態について、図１２に基づいて説明する。なお、第１実施形態及び第２実施形態と同一の構成には同一の符号を付し、詳細な説明を省略する。

第３実施形態の沸騰水型原子力発電設備１Ｂは、第１実施形態の沸騰水型原子力発電設備１において、全ての非常用復水器２５の機能が何らかの原因で喪失した場合を想定して、その後備としての代替冷却手段を設けることにより、更に安全性を高めたものである。

すなわち、沸騰水型原子力発電設備１Ｂの安全系システム８Ｂは、図１２に示すように、原子炉格納容器２の外部に外部タンク３４とは異なる水プール４６を備える。

また、安全系システム８Ｂは、全ての非常用復水器２５の機能が喪失した場合に原子炉炉心９から発生する蒸気を外部タンク３４へ排出する自動減圧機能附き安全弁５１、自動減圧機能附き安全弁５１からの排気を案内する自動減圧機能附き安全弁排気管５２、自動減圧機能附き安全弁排気管５２に案内された排気を外部タンク３４内に分散して放出する自動減圧機能附き安全弁排気管用スパージャ５３を備える。

原子炉炉心９から発生する蒸気は、この自動減圧機能附き安全弁５１を介して外部タンク３４へ排出され、原子炉圧力容器３が除熱される。

これにより、安全弁２２あるいは破断口４５から原子炉格納容器２への冷却水あるいは蒸気の流出が最小限に抑制され、原子炉格納容器２や原子炉圧力容器３の圧力及び温度の上昇が抑制される。

同時に、原子炉炉心９を冠水維持するために、高圧補給水ポンプ４２を用いて外部タンク３４の水を原子炉給水系７から原子炉圧力容器３へ注水するか、または、外部タンク３４の水を原子炉格納容器冠水用配管３６から原子炉格納容器２へ注水し、原子炉格納容器内連通配管２３Ｂを開放させて原子炉圧力容器３内へ導くことで達成される。

残留熱除去系ポンプ３８及び残留熱除去系熱交換器３９により外部タンク３４内の水は冷却され、この外部タンク３４内の水の冷却によって原子炉圧力容器３及び原子炉格納容器２の冷却が行われる。

また、この代替冷却手段を設けたことにより、非常用復水器主ベント配管３１を設ける必要がなくなる。

なお、第３実施形態の沸騰水型原子力発電設備１Ｂは、ＡＴＷＳ時の原子炉圧力容器３及び原子炉格納容器２の冷却手段としても用いることが可能である。

まず、スクラム失敗で原子炉隔離状態が続くと、原子炉圧力容器３内の圧力が上昇し自動減圧機能附き安全弁５１の安全弁機能が働き、原子炉圧力容器３内の蒸気を外部タンク３４へ自動的に排出する。

この排出機能だけでは容量が不足する場合には、さらに原子炉圧力容器３に設置された安全弁２２が開き、原子炉圧力容器３内の蒸気を原子炉格納容器２内に排出し、その圧力を上昇させる。この際、原子炉格納容器２の圧力が設計圧力以下になるような十分な容量を持った安全弁２２を設置する。

安全弁２２を開いた後、原子炉圧力容器３内の蒸気の排出による原子炉圧力容器３内の水位低下で生じる原子炉出力の低下、及び、原子炉圧力容器３内の蒸気の排出後のポイズン注入により原子炉は停止し、非常用復水器２５による冷却により原子炉高温待機状態に移行し、事象収束に至る。

本発明に係る沸騰水型原子力発電設備の第１実施形態を示す構成図。 第１実施形態の原子炉冷却材喪失時における事象水位の状態を示す第一の図。 第１実施形態の原子炉冷却材喪失時における事象水位の状態を示す第二の図。 第１実施形態の原子炉冷却材喪失時における事象水位の状態を示す第三の図。 第１実施形態における原子炉冷却材喪失時の主要パラメータの変動を示すグラフ。 第１実施形態における原子炉冷却材喪失時の主要パラメータの変動を示すグラフ。 第１実施形態におけるＡＴＷＳ時の事象推移を示す第一の図。 第１実施形態におけるＡＴＷＳ時の事象推移を示す第二の図。 第１実施形態におけるＡＴＷＳ時の事象推移を示す第三の図。 第１実施形態におけるＡＴＷＳ時の主要パラメータの変動を示すグラフ。 本発明に係る沸騰水型原子力発電設備の第２実施形態を示す構成図。 本発明に係る沸騰水型原子力発電設備の第３実施形態を示す構成図。

符号の説明

１、１Ａ、１Ｂ 沸騰水型原子力発電設備
２ 原子炉格納容器
３ 原子炉圧力容器
４ 格納容器支持ペデスタル
５ 圧力容器支持ペデスタル
６ 主蒸気系
７ 原子炉給水系
７ａ 給水ポンプ
８、８Ａ、８Ｂ 安全系システム
９ 原子炉炉心
１０ 炉心シュラウド
１１ ダウンカマー
１２ 炉心下部プレナム
１３ 気水分離器
１４ 蒸気乾燥器
１５ 主蒸気隔離弁
１６ 制御棒駆動装置
１７ 制御棒収納スペース
１８ 制御棒
１９ 非常用復水系
２０ 外部貯蔵系
２１ ポイズン注入系
２２ 安全弁
２３、２３Ｂ 連通配管
２４ 非常用復水器プール
２５ 非常用復水器
２６ 入口水室
２７ 出口水室
２８ 非常用復水器蒸気吸込み配管
２９ 非常用復水器凝縮水戻り配管
３０ 非常用復水器ガスベント配管
３１ 非常用復水器主ベント配管
３２ 非常用復水器ガスベント流量制限オリフィス
３３ 非常用復水器主ベント配管用スパージャ
３４ 外部タンク
３５ 原子炉冷却用補給水配管
３６ 原子炉格納容器冠水用配管
３７ 残留熱除去系配管
３８ 残留熱除去系ポンプ
３９ 残留熱除去系熱交換器
４０ 外部タンクスプレイスパージャ
４１ 高圧補給水配管
４２ 高圧補給水ポンプ
４３ ポイズン注入系蓄圧貯蔵タンク
４４ ポイズン注入系ポイズン注入配管
４５ 破断口
４６ 水プール
４６ａ 液相部
４７ 原子炉格納容器安全弁
４８ 原子炉格納容器安全弁排気管用スパージャ
４９ 外部タンク安全弁
５０ 外部タンク安全弁排気管用スパージャ
５１ 自動減圧機能附き安全弁
５２ 自動減圧機能附き安全弁排気管
５３ 自動減圧機能附き安全弁排気管用スパージャ
５４、５５ 排気管
Ａ 原子炉冷却用補給水
Ｂ 原子炉格納容器冠水用水
Ｃ ベント蒸気凝縮用水
Ｌ１ 原子炉圧力容器内の水位
Ｌ２ 原子炉圧力容器内の圧力
Ｌ３ 原子炉格納容器内の圧力
Ｌ４ 外部タンク内の圧力
Ｌ５ 原子炉格納容器内の水位
Ｌ６ 原子炉の炉出力
Ｌ７ 外部タンク内の水温

Claims (13)

1. 過圧防護用の安全弁を有する原子炉圧力容器を収納した原子炉格納容器と、前記原子炉圧力容器内で発生した蒸気を蒸気タービンに送り込む主蒸気系と、蒸気タービンからの蒸気を復水器により凝縮する原子炉復水系と、この原子炉復水系で凝縮された復水を前記原子炉圧力容器に戻す原子炉給水系とを備えた沸騰水型原子力発電設備において、
   前記原子炉圧力容器からの蒸気を凝縮して再び前記原子炉圧力容器に戻す非常用復水系と、
   前記非常用復水系からの復水を貯蔵する外部貯蔵系とを備え、
   前記外部貯蔵系は、前記非常用復水系からの復水を貯蔵する外部タンクと、この外部タンク内の水を前記原子炉圧力容器へ注水する原子炉冷却用補給水配管と、前記外部タンク内の水を前記原子炉格納容器へ注水する原子炉格納容器冠水用配管とを有し、
   前記原子炉冷却用補給水配管が前記原子炉圧力容器及び外部タンクに接続される高さは、前記原子炉格納容器冠水用配管が前記原子炉格納容器及び外部タンクに接続される高さに対して異なるように設定されて、前記原子炉圧力容器への注水量と注水開始タイミング、及び、前記原子炉格納容器への注水量と注水開始タイミングが、それぞれ重力により駆動制御されることを特徴とする沸騰水型原子力発電設備。
2. 予め貯蔵されたポイズンを非常時に前記原子炉圧力容器に注入するポイズン注入系を備えた請求項１記載の沸騰水型原子力発電設備。
3. 前記原子炉圧力容器が原子炉炉心及び上部挿入型の制御棒駆動装置を備えるとともに、前記原子炉炉心の上端より上方においてのみ前記原子炉冷却用補給水配管、前記原子炉給水系の配管、および前記非常用復水系の配管が前記原子炉圧力容器に接続された請求項１記載の沸騰水型原子力発電設備。
4. 前記非常用復水系の復水を前記外部タンクに注入する非常用復水器ベント配管を備え、
   この非常用復水器ベント配管が、大口径の配管と小口径の配管とを並列に並べることにより構成された請求項１記載の沸騰水型原子力発電設備。
5. 前記非常用復水器ベント配管の外部タンク内部への吐き出し口がスパージャ構造であるとともに、前記吐き出し口の高さが、前記非常用復水器ベント配管の前記非常用復水系側の吸込み口の高さより下方に設定された請求項４記載の沸騰水型原子力発電設備。
6. 前記原子炉格納容器内の冠水を前記原子炉圧力容器内に注水するための連通配管を備え、
   この連通配管は、前記原子炉格納容器、及び前記非常用復水系からの復水を前記原子炉圧力容器に注水する非常用復水器凝縮水戻り配管に接続され、前記原子炉圧力容器への注水量と注水開始タイミングとが重力により駆動制御される請求項１記載の沸騰水型原子力発電設備。
7. 前記外部タンクは、ポンプ、配管、熱交換器から構成される冷却配管を備えた請求項１記載の沸騰水型原子力発電設備。
8. 前記非常用復水系からの復水を前記原子炉圧力容器に注水する非常用復水器凝縮水戻り配管の内部の凝縮水平均流速が１メートル毎秒以上となるように口径が設定された前記非常用復水器を有する請求項１記載の沸騰水型原子力発電設備。
9. 前記非常用復水器凝縮水戻り配管の前記原子炉圧力容器に対する接続箇所に、高さが前記非常用復水器凝縮水戻り配管の直径程度のＵシールを設けた請求項８記載の沸騰水型原子力発電設備。
10. 前記原子炉格納容器の外部に前記外部タンクとは異なる水プールを備えるとともに、前記原子炉格納容器は、排気管が前記水プールの液相部に接続する原子炉格納容器安全弁を具備し、前記排気管の前記水プールに対する接続部先端をスパージャ構造とした請求項１記載の沸騰水型原子力発電設備。
11. 前記外部タンクの気相部に、排気管が前記水プールの液相部に接続する外部タンク安全弁が備えられるとともに、前記排気管の前記水プールに対する接続部先端をスパージャ構造とした請求項１０記載の沸騰水型原子力発電設備。
12. 前記原子炉圧力容器は、排気管が前記外部タンクの液相部に接続する自動減圧機能附き安全弁を備え、前記非常用復水系の機能が喪失した場合に、原子炉炉心から発生する蒸気が前記排気管を通して前記外部タンクへ排出される請求項１記載の沸騰水型原子力発電設備。
13. 前記原子炉格納容器に冠水された水を重力差により前記原子炉圧力容器内に注水するための連通配管を、前記原子炉圧力容器の原子炉炉心より上方に設置した請求項１２記載の沸騰水型原子力発電設備。

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