JP6705730B2 - 原子力発電システム - Google Patents

Description

本発明は、原子力発電システムに関するものである。

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。

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。

"Ｇｅｎｅｒｉｃ Ｄｅｓｉｇｎ Ａｓｓｅｓｓｍｅｎｔ ‐ Ｎｅｗ Ｃｉｖｉｌ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｂｕｉｌｄ Ｓｔｅｐ ４ Ｍｅｃｈａｎｉｃａｌ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ Ａｓｓｅｓｓｍｅｎｔ ｏｆ ｔｈｅ Ｗｅｓｔｉｎｇｈｏｕｓｅ ＡＰ １０００ （Ｃｏｐｙ Ｒｅｉｇｈｔ） Ｒｅａｃｔｏｒ"， ＯＮＲ‐ＧＤＡ‐ＡＲ‐１１‐０１０ Ｒｅｖｉｓｉｏｎ ０， Ｏｆｆｉｃｅ ｆｏｒ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅｇｕｌａｔｉｏｎ， １１ Ｎｏｖｅｍｂｅｒ ２０１１， ｐ．１１５．

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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の原子炉建屋における使用済燃料プール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の凝縮器の一例を示す模式図である。 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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

Claims (3)

1. 原子炉を収容する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を収容する原子炉格納容器と、前記原子炉で使用された燃料を貯蔵する使用済燃料プールと、前記原子炉圧力容器、前記原子炉格納容器および前記使用済燃料プールを収容する原子炉建屋と、前記原子炉建屋に接続され、前記原子炉建屋の内部の気体を前記原子炉建屋の外部に排気する排気筒と、を備え、
   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。
2. さらに、前記使用済燃料プールと前記凝縮器に接続され、前記凝縮器で生成した前記水を前記使用済燃料プールに輸送する第３の配管と、を有することを特徴とする請求項１記載の原子力発電システム。
3. 前記凝縮器は、蛇行して配置された管状の部材または波板形状の部材からなる冷媒管と、前記冷媒管に充填された冷媒と、を有し、前記水蒸気が前記冷媒管に接触して前記冷媒と熱交換することで前記水蒸気が凝縮し、前記水を生成することを特徴とする請求項１または２に記載の原子力発電システム。

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