JP5463196B2 - 原子炉格納容器冷却設備を備えた原子力プラント - Google Patents

Description

本発明は、原子炉格納容器冷却設備を備えた原子力プラントに関する。

沸騰水型原子力発電所（原子力プラント）は、冷却材喪失事故時に生じる崩壊熱を除去し、原子炉格納容器内の圧力上昇を抑制するための設備が備えられている。主蒸気管破断といった冷却材喪失事故時、原子炉圧力容器から原子炉格納容器内に放出された蒸気と、格納容器内の不凝縮性気体は、ベント管を通して圧力抑制室内の圧力抑制プールに流入する。この時、圧力抑制プールに流入した不凝縮性気体は圧力抑制プールの上側空間（ウェットウェル）に移動する。また、圧力抑制プールに流入した蒸気は凝縮し、圧力抑制プール内で熱エネルギーを放出する。そのため、圧力抑制プールは、原子炉格納容器内の急激な圧力上昇を抑制できる。

また、原子炉格納容器冷却設備の一例として、特許文献１は、伝熱管を内包したドライウェル冷却器をドライウェル内に設置する技術が開示されている。このドライウェル冷却器は、伝熱管の周囲に不凝縮性気体が存在すると、伝熱管による除熱性能（凝縮性能）が悪くなる。そこで、特許文献１のドライウェル冷却器は、不凝縮性気体が伝熱管周辺部に滞留しないように、送風機を用いてドライウェル冷却器内のケーシング内圧を低くする。そして、ケーシング内外の圧力差を利用して気流を生成し、不凝縮性ガスをドライウェル冷却器から排出する。また、ドライウェル冷却器の下部には、開閉部が設けられている。この開閉部は、冷却材喪失事故を感知して開口する機構を有する。

特開２００７−５１９２９号公報

しかし、特許文献１のドライウェル冷却器は、送風機や開閉部といった動的機器を使用している。そのため、原子炉格納容器冷却設備の信頼性を向上させるためには、動的機器を使用しない方が望ましい。

そこで、本発明は、原子炉格納容器冷却設備の信頼性を向上することを目的とする。

本発明は、隔壁にドライウェルと連通する連通部を設けると共に、隔壁内の空間に面した開口部とダイヤフラムフロアより下側の圧力抑制プールの水面下に設けられた開口部とを備えた第１の配管を設けることを特徴とする。

本発明によれば、原子炉格納容器冷却設備の信頼性を向上できる。

実施例１の原子炉格納容器冷却設備の図である。 実施例１の原子炉格納容器冷却設備の変形例を示した図である。 実施例１の原子炉格納容器冷却設備の別の変形例を示した図である。 熱交換器の拡大図を示す。 熱交換器の上面図を示す。 実施例２による原子炉格納容器冷却設備の図である。

以下、本発明の実施例を説明する。

図１は、原子力プラントの概要を示す。原子力プラントは、炉心１を内包する原子炉圧力容器２と、原子炉圧力容器２を格納する原子炉格納容器８と、該原子炉格納容器８内に前記原子炉圧力容器２を取り囲むように設置されたドライウェル３と、圧力抑制プール４を保有する圧力抑制室５と、ドライウェル３と圧力抑制プール４を連通するベント管６を有する。そして、ダイヤフラムフロア４０は、ドライウェル３と圧力抑制室５を区画する。また、原子炉格納容器冷却設備は、熱交換器９と冷却水プール１３を有する。熱交換器９は伝熱管１０，上部ヘッダ１１及び下部ヘッダ１２で構成される。冷却水プール１３は、原子炉格納容器８の外側上部に備えられている。熱交換器９と冷却水プール１３は配管で接続されており、冷却水循環系統を構成する。冷却水プール１３の気相空間は、排気管１４により、大気に接続されている。例えば、冷却水プールは、定期検査時に水を張って炉内構造物の仮置きに使用する機器プールを適用しても良い。本実施例では、熱交換器９の上部ヘッダ１１及び下部ヘッダ１２と冷却水プール１３とを連通させて、伝熱管１０に冷却水を供給している。

熱交換器９はダイヤフラムフロア４０の上面に設けられている。また、隔壁１７は、熱交換器９を覆うように形成されており、ドライウェル３と連通する連通部１８が形成されている。この連通部１８は、配管や穴により形成される。また、隔壁内の空間に面したダイヤフラムフロア４０は開口部が設けられており、この開口部から流出する流体が圧力抑制プール４に流れるように、配管１９を設けている。即ち、配管１９は、隔壁内の空間に面した開口部とダイヤフラムフロアより下側の圧力抑制プールの水面下に設けられた開口部とを備えている。

そして、熱交換器９の上部ヘッダ１１と下部ヘッダ１２は、それぞれ原子炉格納容器８外の冷却水プール１３の底面で連通する配管１６，配管１５と接続される。本実施例では、垂直型の伝熱管１０，上部ヘッダ１１と下部ヘッダ１２から構成される熱交換器９を設けているが、水平型の伝熱管や傾斜型の伝熱管を用いても、伝熱管の両側に設置するヘッダ部と冷却水プールを連通することで、本実施例と同様の効果が得られるので問題は無い。

ここで、冷却材喪失事故（例えば、主蒸気管２０の破断など）が起こると、事故初期には、主蒸気管２０からドライウェル３内に多量の蒸気が流出し、ドライウェル３内の温度及び圧力が上昇する。蒸気と不凝縮性気体（原子炉通常運転時に原子炉格納容器８の内部に封入されている窒素ガスを含む）は、圧力抑制プール４の水中に設けられたベント管６の開口部７までの水深による水頭に打ち勝ち、圧力抑制プール４内に流入する。そして、蒸気は凝縮し、原子炉格納容器８の過度の圧力上昇を抑制する。その際、圧力抑制プール４の水温は蒸気凝縮により上昇する。不凝縮性気体は、圧力抑制プール４より上側のウェットウェル２１に移動する。

また、蒸気と不凝縮性気体は連通部１８を介して隔壁１７の内側に流入する。蒸気は、伝熱管１０の外壁で伝熱管１０内の冷却水と熱交換し、各伝熱管１０の外壁で凝縮する。凝縮水は、伝熱管１０の外壁に沿って流下し、隔壁１７によって区画された空間の下部に集まり、不凝縮性気体とともに、配管１９を通って圧力抑制プール４に流下する。伝熱管１０の周辺部に存在する不凝縮性気体は、伝熱管１０の凝縮性能を悪化させる。但し、ドライウェル３で蒸気が発生することにより、ドライウェル内の圧力はウェットウェル内の圧力に比べて高くなる。この圧力差により、不凝縮性気体は配管１９を通って圧力抑制プール４に流出し、ウェットウェル２１に移動する。そのため、伝熱管１０の除熱性能を維持することができる。また、原子炉通常運転時に封入されている窒素ガスは、事故時にも増加しない。そのため、継続的に不凝縮性気体を圧力抑制プール４へ排出できれば、ドライウェル３内の不凝縮性気体の濃度（存在割合）は減少するため、伝熱管１０による除熱性能を向上させることができる。

このように、隔壁内における大部分の蒸気と不凝縮性気体は、圧力抑制プール４の水中に開口する配管１９の開口部までの水深による水頭に打ち勝ち、圧力抑制プール４の水中に流入する。その後、蒸気は凝縮し、原子炉格納容器８内の過度の圧力上昇を抑制する。プール水中の蒸気凝縮と隔壁１７の室内から流入した凝縮水により、圧力抑制プール４の水温は上昇する。また、配管１９から排出された不凝縮性気体は、圧力抑制プール４より上側のウェットウェル２１に移動する。

本実施例の原子炉格納容器冷却設備は、隔壁１７にドライウェルと連通する連通部１８を設けると共に、隔壁内の空間に面した開口部とダイヤフラムフロアの下側に設けられた圧力抑制プール４の水面下に設けられた開口部とを備えた配管１９を設けている。この配管１９を設けることにより、冷却材喪失事故が起きた場合には、蒸気とともに不凝縮性ガスを圧力抑制プールに排出することが可能である。従って、原子炉格納容器冷却設備が動的機器を有していなくても、配管１９を通じて不凝縮性ガスを排出できる。そのため、原子炉格納容器冷却設備の信頼性を向上できる。

また、本実施例において、圧力抑制プール４の水面下に位置する配管１９の開口部は、ベント管６の最上部の開口部７より上側に設けられている。冷却材喪失事故が生じた後、時間の経過とともに、ドライウェル３内の圧力は低下する。圧力抑制プールの水面下に設けられた配管の開口部は、ベント管の最上部の吐き出し口よりも上側に位置する（ベント管の最上部吐き出し口の方が水深の深い位置に形成されている）ため、ベント管６から圧力抑制プール４へ流入する蒸気及び不凝縮性気体の量が減少し、先に流入が止まる。一方、配管１９から圧力抑制プール４へ流入する蒸気及び不凝縮性気体は継続して流れ続ける。このため、原子炉格納容器内の圧力上昇を抑制するとともに、原子炉格納容器８内の冷却を継続することができる。

一方、伝熱管１０内の冷却水は、蒸気と熱交換することで温度が上昇し、冷却水の密度が小さくなる。さらに、伝熱管１０内の冷却水は沸騰することで蒸気が発生するため、冷却水の密度が小さくなる。冷却水の密度差によって、伝熱管１０内で浮力が生じる。そして、冷却水は、原子炉格納容器８上部に設置した冷却水プール１３に流入し、冷却水プール１３内の水温が上昇する。蒸気は、隔壁１７によって区画された空間の上部から流入するため、上部ヘッダ１１側の伝熱管１０内の冷却水が早く温度上昇する。そして、上部ヘッダ１１と冷却水プール１３を接続した配管１６内で、冷却水は密度差によって上昇流れが生じる。また、低温の冷却水は、冷却水プール１３の底部と熱交換器９の下部ヘッダ１２とを接続する配管１５を経て伝熱管１０内に供給される。このように伝熱管１０，上部ヘッダ１１，冷却水プール１３及び下部ヘッダ１２で自然循環流が形成され、伝熱管１０には冷却水が長期間供給される。

原子炉格納容器８外部の上側に設置された冷却水プール１３は、排気管１４により大気に接続されている。そのため、冷却水プール１３の水温が沸点に達すると、プール水はプール水面から蒸発して、排気管１４を介して冷却水プール１３外部へ流出する。このように、熱交換器９と冷却水プール１３を配管で接続した冷却水循環系統により、自然循環水を伝熱管１０に供給するとともに、冷却水プール１３のプール水を沸騰・蒸発させるといった静的な作動原理に基づいて崩壊熱を原子炉格納容器８外に放熱できる。従って、事故時の原子炉格納容器８の冷却および圧力上昇抑制が可能となる。

また、残留除去系に用いている冷却水ポンプ及び配管（図示せず）を熱交換器の上部ヘッダ及び下部ヘッダに接続して、前述の冷却水循環系統と切り替えることも可能である。冷却水ポンプによって冷却水を供給する場合、伝熱管内の冷却水の流速が増加し、それに伴い伝熱管内の対流熱伝達率が高くなるため、伝熱管での除熱性能が向上する。そのため、前述の冷却水循環系統に比べ、効果的に原子炉格納容器内の圧力上昇を抑制できる。

また、熱交換器と冷却水プールとの設置場所の高低差を大きくすれば、重力の効果により、伝熱管内の冷却水の流速が増加する。それに伴い、伝熱管内の対流熱伝達率が高くなり、伝熱管での除熱性能を向上させることができる。

図２は、原子炉格納容器冷却設備の変形例を示す。図１では、隔壁１７によって区画した空間と圧力抑制プール４を連通する配管１９は１系統のみであるが、凝縮水排出用の配管２５と不凝縮性気体排出用の配管２６に分けても良い。この場合、隔壁１７の内部空間において、不凝縮性気体排出用の配管２６の開口部位置を凝縮水排出用の配管２５の開口部位置より高くしておけば、凝縮水と不凝縮性気体を容易に分離できる。

また、図３は、熱交換器９の変形例を示す。図４（ａ）は、熱交換器９の拡大図を示し、図４（ｂ）は、図４（ａ）をＡ−Ａ方向から見たときの上面図を示す。隔壁１７によって区画された空間は、ドライウェル３と連通する連通部１８が存在する空間２２、熱交換器９が設置される空間２３、圧力抑制プール４と連通する凝縮水排出用の配管２５と不凝縮性気体排出用の配管２６が存在する空間２４に分けられる。そして、空間２３において、熱交換器９の上部ヘッダ１１と前記空間２３の天井及び側壁との隙間、熱交換器９の下部ヘッダ１２と空間２３の床及び側壁との隙間を無くすことにより、空間２２の蒸気が熱交換器９を介さず圧力抑制プール４に直接流入してしまうことを防止できる。そのため、蒸気を確実に伝熱管１０周辺に供給し、凝縮させることができる。

図５は、原子炉格納容器冷却設備の別の実施例を示す。図２と比較して、本実施例では、隔壁１７によって区画した空間の底面位置に接続された凝縮水排出用の配管２５ａが、圧力抑制プール４の水面下に挿入されていない点が異なる。凝縮水排出用の配管２５ａは、ドライウェル３内を下方に延び、原子炉圧力容器２に接続されている。配管２５ａには、原子炉圧力容器２から流体が逆流しないように、逆止弁２９が設けられている。また、凝縮水排出用の配管２５ａが原子炉圧力容器２に接続される位置は、炉心１の上端より上側である。

冷却材喪失事故などにより、原子炉圧力容器２内の水位が炉心１の上端より低下した場合、原子炉圧力容器２は減圧される。そして、熱交換器９で凝縮された凝縮水が凝縮水排出用の配管２５ａを介して原子炉圧力容器２に注水され、炉心１を冷却する。

また、不凝縮性気体排出用の配管２６は、図２と同様に圧力抑制プール４に挿入されている。そのため、不凝縮性気体はドライウェル３から隔壁１７の内部へ流入して、圧力抑制プール４へ継続的に排出される。そして、熱交換器９は、不凝縮性気体の影響を受けずに蒸気を凝縮させ、原子炉格納容器８の圧力上昇を抑制できる。尚、凝縮水は凝縮水排出用の配管２５ａを介して原子炉圧力容器２に注水されるため、圧力抑制プール４の温度上昇を抑制できる。従って、図２の実施例に比べて、圧力抑制室５の温度上昇を抑制し、圧力抑制室５の蒸気分圧が抑制される。そして、原子炉格納容器８内の圧力も低く維持することが可能である。

１ 炉心
２ 原子炉圧力容器
３ ドライウェル
４ 圧力抑制プール
５ 圧力抑制室
６ ベント管
７ 開口部
８ 原子炉格納容器
９ 熱交換器
１０ 伝熱管
１１ 上部ヘッダ
１２ 下部ヘッダ
１３ 冷却水プール
１４ 排気管
１５，１６，１９ 配管
１７ 隔壁
１８ 連通部
２０ 主蒸気管
２１ ウェットウェル
２９ 逆止弁

Claims (5)

1. 炉心を内包する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を格納する原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器内のドライウェル及びウェットウェルを区画するダイヤフラムフロアと、前記ダイヤフラムフロア上に設けられ、複数の伝熱管，上部ヘッダ及び下部ヘッダで構成した熱交換器と、前記熱交換器を覆う隔壁と、前記原子炉格納容器外の上側に設けた冷却水プールと、前記熱交換器の上部ヘッダ及び下部ヘッダと前記冷却水プールとを冷却水循環系統で接続した原子炉格納容器冷却設備を備えた原子力プラントにおいて、
   前記隔壁に前記ドライウェルと連通する連通部を設けると共に、前記隔壁内の空間に面した開口部と前記ダイヤフラムフロアより下側の圧力抑制プールの水面下に設けられた開口部とを備えた第１の配管を設けることを特徴とする原子炉格納容器冷却設備を備えた原子力プラント。
2. 請求項１記載の原子炉格納容器冷却設備を備えた原子力プラントにおいて、前記第１の配管の他に、前記隔壁内の空間と前記原子炉圧力容器内の空間を連通する第２の配管を設けることを特徴とする原子炉格納容器冷却設備を備えた原子力プラント。
3. 請求項１又は２記載の原子炉格納容器冷却設備を備えた原子力プラントにおいて、プール水面下の前記第１の配管の開口部が、前記圧力抑制プールに設けられたベント管の最上部の吐き出し口よりも上側に位置することを特徴とする原子炉格納容器冷却設備を備えた原子力プラント。
4. 請求項２記載の原子炉格納容器冷却設備を備えた原子力プラントにおいて、前記第２の配管の前記空間側の開口部は前記空間の底面位置に設け、前記原子炉圧力容器側の開口部は前記炉心よりも上側に設けることを特徴とする原子炉格納容器冷却設備を備えた原子力プラント。
5. 請求項１〜４記載の原子炉格納容器冷却設備を備えた原子力プラントにおいて、前記第１の配管は凝縮水排出用の配管と不凝縮性気体排出用の配管で構成されると共に、前記隔壁の内部空間において、前記不凝縮性気体排出用配管の開口部位置が前記凝縮水排出用配管の開口部位置に比べて高い位置に設けられていることを特徴とする原子炉格納容器冷却設備を備えた原子力プラント。

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