JP6705730B2 - Nuclear power generation system - Google Patents
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Description
本発明は、原子力発電システムに関するものである。 The present invention relates to a nuclear power generation system.
原子力発電システムの使用済燃料プールにおいて、事故等によって全ての冷却機能が喪失する非常事態が発生した場合、代替注水設備による注水の継続によって使用済燃料プール内に保管されている燃料の冠水を維持することは可能であるが、蒸気の発生を抑えることはできない。冷却機能の喪失状態が継続する場合、蒸気を外部に放出する必要がある一方で、可能な限り放射性物質の放出を抑えなければならない。 When an emergency situation occurs in the spent fuel pool of the nuclear power generation system where all cooling functions are lost due to an accident, etc., the flooding of the fuel stored in the spent fuel pool is maintained by continuing water injection by the alternative water injection facility. However, it is not possible to suppress the generation of steam. If the cooling function continues to be lost, it is necessary to release the vapor to the outside, but to suppress the release of radioactive materials as much as possible.
以下の非特許文献1には、HEPAフィルタが設けられたSFPブローアウトパネルを有するセーフティーシステムが開示されている。また、復水収集を設計に取り入れることも記載されている。
Non-Patent
使用済燃料プールの冷却機能喪失事態が単独で発生した場合、原子炉冷温停止後に残留熱除去系を用いることによって使用済燃料プールの冷却を再開して蒸気の発生を止めることができる。しかし、残留熱除去系を含む全ての冷却機能喪失の同時発生を考慮すると、蒸気の発生を回避できない。 If the loss of the cooling function of the spent fuel pool occurs independently, it is possible to restart the cooling of the spent fuel pool and stop the generation of steam by using the residual heat removal system after the reactor cold shutdown. However, considering the simultaneous occurrence of the loss of all cooling functions including the residual heat removal system, the generation of steam cannot be avoided.
原子炉停止直後などの崩壊熱が大きい状況下では、発生する蒸気量も多くなることから、非常用ガス処理設備で処理可能な流量を超過する可能性もあり、処理可能流量を超過した蒸気は使用済燃料プールの設置階の建屋開口部から直接放出する必要が生じる。この場合、非常用ガス処理設備により排気筒から高所放出される場合と比べて公衆被ばく線量の増加が懸念される。 When the decay heat is large, such as immediately after a reactor shutdown, the amount of steam generated is large, so there is a possibility that the flow rate that can be processed by the emergency gas processing facility will be exceeded. It will be necessary to release directly from the building opening on the installation floor of the spent fuel pool. In this case, there is a concern that the dose of public exposure will increase compared to the case where the emergency gas treatment facility releases the gas from the stack at a high place.
上記非特許文献1に記載のブローアウトパネルにはHEPAフィルタが設けられているが、沸騰水型原子炉の使用済燃料プールから放出される蒸気の中で支配的な放射性核種はトリチウムであり、これはフィルタによる捕集を期待できない核種である。
The blowout panel described in Non-Patent
本発明の目的は、上記事情に鑑み、使用済燃料プールで発生する蒸気を原子炉建屋の外部に放出する際の放射性物質の放出量を低減し、公衆被ばくのリスクを低減することが可能な原子力発電システムを提供することにある。 In view of the above circumstances, an object of the present invention is to reduce the amount of radioactive material released when the steam generated in the spent fuel pool is released to the outside of the reactor building, and to reduce the risk of public exposure. To provide a nuclear power generation system.
上記課題を解決するために、本発明に係る原子力発電システムは、原子炉建屋に収容された使用済燃料プールから発生した水蒸気を凝縮器に導き、該凝縮器において水蒸気中の放射性物質を水に凝縮した上で、凝縮器を通過した水蒸気を排気筒から放出する構成を有する。そして、凝縮器は冷却ファンを有し、使用済燃料プールから発生した水蒸気が冷却ファンを回転させる構成を有する。 In order to solve the above problems, the nuclear power generation system according to the present invention guides steam generated from a spent fuel pool housed in a reactor building to a condenser, and in the condenser, radioactive substances in the steam are converted into water. After being condensed, the water vapor that has passed through the condenser is discharged from the exhaust stack. The condenser has a cooling fan, and the steam generated from the spent fuel pool rotates the cooling fan.
本発明のより具体的な構成は、特許請求の範囲に記載される。 More specific configurations of the present invention are described in the claims.
本発明によれば、使用済燃料プールで発生する水蒸気を原子炉建屋の外部に放出する前に、水蒸気中に含まれる放射性物質の量を低減し、公衆被ばくのリスクを低減することが可能な原子力発電システムを提供することができる。 According to the present invention, it is possible to reduce the amount of radioactive substances contained in water vapor before releasing the water vapor generated in the spent fuel pool to the outside of the reactor building, thereby reducing the risk of public exposure. A nuclear power generation system can be provided.
上記した以外の課題、構成及び効果は、以下の実施形態の説明により明らかにされる。 Problems, configurations, and effects other than those described above will be clarified by the following description of the embodiments.
図1は実施例1に係る原子力発電システムの一部を示す模式図である。図1に示すように、本実施例に係る原子力発電システム100は、燃料、冷却水および制御棒等の核反応を発生および制御するために必要な装置を収容する原子炉圧力容器1と、原子炉圧力容器1を収容する原子炉格納容器2と、原子炉圧力容器1で使用された燃料を貯蔵する使用済燃料プール3と、原子炉圧力容器1、原子炉格納容器2および使用済燃料プール3を収容する原子炉建屋5と、原子炉建屋5に接続され、原子炉建屋5の内部の気体を原子炉建屋5の外部に排気する排気筒8を備えている。
FIG. 1 is a schematic diagram showing a part of the nuclear power generation system according to the first embodiment. As shown in FIG. 1, a nuclear
原子炉格納容器2の上部には、原子炉ウェル4および蒸気乾燥器・気水分離器ピット6が設けられている。原子炉ウェル4は、原子炉圧力容器内の燃料を交換する際に使用済燃料プール3の水面と同一レベルまで水を張り、原子炉圧力容器1と使用済燃料プール3の間で燃料等を水中移送するために使用される空間である。蒸気乾燥器・気水分離器ピット6は、定期検査中に蒸気乾燥器及び気水分離器を保管するために設けられている。
A reactor well 4 and a steam dryer/
図2は図1の原子炉建屋における使用済燃料プール3の設置階とその周辺の構造を詳細に示す模式図である。図2に示すように、使用済燃料プール3には使用済燃料30が収容されており、水31が満たされて冠水されている。上述したとおり、事故等によって全ての冷却機能が喪失する非常事態が発生した場合、代替注水設備による注水の継続によって使用済燃料30の冠水を維持することは可能であるが、プールの水31を冷却することができないため、水蒸気32の発生を抑えることはできない。上述したとおり、沸騰水型原子炉の使用済燃料プールから放出される蒸気中で支配的な放射性核種はトリチウム(三重水素)である。水蒸気中のトリチウムは、粒子状の放射性物質と異なり、フィルタによって除去することができない。
FIG. 2 is a schematic diagram showing in detail the structure of the installation floor of the
そこで、本発明は、使用済燃料プール3から放出される水蒸気32を、排気筒8に輸送して原子炉建屋5の外部に放出する前に、凝縮器(蒸気コンデンサ)10によって凝縮する。そして、凝縮器10を通って所定量のトリチウムが水として取り除かれた後の水蒸気33を排気筒8へ輸送する構成とした。このような構成とすることで、フィルタでは取り除くことができない、水蒸気32中のトリチウムを水34として除去し、水蒸気中に含まれるトリチウム濃度を低減してから排気筒8から高所拡散することで、公衆被ばくのリスクを低減することができる。
Therefore, in the present invention, the
本発明の構成について、より具体的に説明する。図2に示すように、使用済燃料プール3は、原子炉建屋5の使用済燃料プール3の設置階7を介して第1の配管9に接続されている。第1の配管9と排気筒8の間には凝縮器10が配置されている。凝縮器10は、第1の配管9に接続され、使用済燃料プール3から発生した水蒸気32は、第1の配管9を介して凝縮器10に輸送される。
The configuration of the present invention will be described more specifically. As shown in FIG. 2, the
凝縮器10に輸送された水蒸気32の一部は凝縮され、水34が生成する。凝縮器10および排気筒8には第2の配管11が接続されており、凝縮器10を通過した水蒸気33は、第2の配管11を通って排気筒8に輸送され、排気筒8から原子炉建屋5の外部へ高所拡散される。一方、使用済燃料プール3と凝縮器10の間には第3の配管12が配置されている。第3の配管12は、凝縮器10および使用済燃料プール3のそれぞれに接続されており、凝縮器10で生成された水34は、第3の配管12を通って使用済燃料プール3に輸送される。第3の配管12を有することによってトリチウムを含む水の外部への流出を防止し、かつ、使用済燃料を冠水するために使用するプールの水を節約することができる。
Part of the
従来の原子力発電システムにおいて、凝縮器はタービン建屋に設けられる復水器等として設けられることはあったが、本発明のように使用済燃料プール3と排気筒8とをつなぐ配管の間に凝縮器が設けられた構成は無い。上記非特許文献1においても、復水収集の機器が具体的にどこに設けられるかは開示されていない。
In the conventional nuclear power generation system, the condenser was sometimes provided as a condenser or the like provided in the turbine building, but as in the present invention, the condenser is condensed between the pipes connecting the
凝縮器10としては、従来公知のものを用いることができる。水蒸気32の発生量を考慮すると、空冷式(冷媒が空気)のものよりも水冷式(冷媒が水)のものを用いることが好ましい。図3は図2の凝縮器の一例を示す模式図である。図3に示すように、冷媒を輸送する冷媒管14は、蛇行して配置された管状の部材や、波板形状の部材からなることが好ましい。冷媒管14がこのような形状であると、トリチウムを含む水蒸気32との接触面積が増大し、凝縮効率を向上することができる。
As the
以上の構成によれば、事故等によって全ての冷却機能が喪失した非常事態であっても、凝縮器10による蒸気中のトリチウムの凝縮効果と、排気筒8からの高所放出による拡散効果を組み合わせて環境中に放出することで、使用済燃料プールの設置階の建屋開口部から直接水蒸気を放出する場合と比較して、公衆被ばくのリスクをより低減することができる。
According to the above configuration, even in an emergency in which all cooling functions are lost due to an accident or the like, the condensing effect of the tritium in the steam by the
図4は実施例2に係る原子力発電システムを構成する凝縮器を示す模式図である。本実施例に係る原子力発電システムは、凝縮器10が冷却ファン13を有している点で実施例1と異なる。冷却ファン13は、使用済燃料プール3から放出された水蒸気32によって駆動される構成を有する。このような構成によって、事故等によって凝縮器10の冷媒管14中の冷媒を冷却することができない事態に陥ったとしても、凝縮器を通過する水蒸気32が冷却ファン13を回転し、冷媒および水蒸気32を冷却することができるため、水蒸気32の凝縮を促進することができる。
FIG. 4 is a schematic diagram showing a condenser that constitutes the nuclear power generation system according to the second embodiment. The nuclear power generation system according to the present embodiment differs from the first embodiment in that the
また、凝縮器10は、冷媒管を設けず、冷却ファンのみを設けたものであってもよい。この場合、冷媒が必要無いため、排液の増加を抑制することができる。
Further, the
以上説明したように、本発明に係る原子力発電システムによれば、使用済燃料プールで発生する水蒸気を原子炉建屋外部に放出する前に、水蒸気中に含まれる放射性物質の量を低減し、公衆被ばくのリスクを低減することが可能な原子力発電システムを提供することができることが示された。 As explained above, according to the nuclear power generation system of the present invention, before releasing the steam generated in the spent fuel pool to the outdoor part of the reactor building, the amount of radioactive material contained in the steam is reduced, It was shown that it is possible to provide a nuclear power generation system capable of reducing the risk of exposure.
なお、本発明は上記した実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上記した実施例は本発明を分かり易く説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施例の構成の一部を他の実施例の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施例の構成に他の実施例の構成を加えることも可能である。また、各実施例の構成の一部について、他の構成の追加・削除・置換をすることが可能である。 It should be noted that the present invention is not limited to the above-described embodiments, but includes various modifications. For example, the above-described embodiments have been described in detail in order to explain the present invention in an easy-to-understand manner, and are not necessarily limited to those having all the configurations described. Further, a part of the configuration of a certain embodiment can be replaced with the configuration of another embodiment, and the configuration of another embodiment can be added to the configuration of a certain embodiment. Further, with respect to a part of the configuration of each embodiment, other configurations can be added/deleted/replaced.
1…原子炉圧力容器、2…原子炉格納容器、3…使用済燃料プール、30…使用済燃料、31…使用済燃料プールの水、32…使用済燃料プールから放出される水蒸気、33…凝縮器通過後の水蒸気、34…凝縮器で生成した水、4…原子炉ウェル、5…原子炉建屋、6…蒸気乾燥器・気水分離器ピット、7…原子炉建屋の使用済燃料プールの設置階、8…排気筒、9…第1の配管(原子炉建屋‐凝縮器接続配管)、10…凝縮器、11…第2の配管(凝縮器‐排気筒接続配管)、12…第3の配管(凝縮器‐使用済燃料プール接続配管)、13…冷却ファン、14…冷媒管、100…原子力発電システム。
DESCRIPTION OF
Claims (3)
前記使用済燃料プールに接続され、前記使用済燃料プールから放出される水蒸気を輸送する第1の配管と、
前記第1の配管に接続され、前記第1の配管を通して輸送された前記水蒸気の一部を凝縮して水を生成する凝縮器と、
前記凝縮器と前記排気筒に接続され、前記凝縮器を通過した水蒸気を前記排気筒に輸送する第2の配管と、を有し、
前記凝縮器は、冷却ファンを有し、前記水蒸気が前記冷却ファンを回転させることによって前記水蒸気を冷却することを特徴とする原子力発電システム。 A reactor pressure vessel containing a reactor, a reactor containment vessel containing the reactor pressure vessel, a spent fuel pool for storing fuel used in the reactor, the reactor pressure vessel, the atom A reactor building that houses the reactor containment vessel and the spent fuel pool; and an exhaust pipe that is connected to the reactor building and exhausts gas inside the reactor building to the outside of the reactor building,
A first pipe connected to the spent fuel pool for transporting water vapor released from the spent fuel pool;
A condenser that is connected to the first pipe and that condenses a portion of the water vapor transported through the first pipe to generate water;
A second pipe connected to the condenser and the exhaust stack, for transporting the steam that has passed through the condenser to the exhaust stack,
The nuclear power generation system, wherein the condenser has a cooling fan, and the steam cools the steam by rotating the cooling fan.
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