JP6771402B2 - 原子力プラント - Google Patents

Description

本発明は、原子力プラントの構造に係り、特に、事故時に静的な水冷システムと空冷システムで崩壊熱を除去する原子炉冷却設備に関する。

電源が喪失した場合の原子炉冷却設備として、重力等の自然力を用いた静的な冷却設備が設置された原子力プラントがある。原子炉停止後の崩壊熱を除去するため、圧力容器または格納容器内の蒸気を、冷却水を溜めたプール内に設置した伝熱管内に引き込み凝縮させ、凝縮した水を重力により圧力容器または格納容器に戻す水冷システムが主流である。

この静的な原子炉冷却設備では、重力を利用して凝縮水を戻すため、水冷プールは圧力容器または格納容器よりも上方に設置する必要がある。また、水冷プールの水を沸騰させて蒸気を大気に放出して熱を除去するので、プール水が枯渇すると除熱ができなくなるため、必要な除熱量に応じて水冷プールの容量が決定される。

本技術分野の背景技術として、例えば、特許文献１のような技術がある。特許文献１には「崩壊熱により発生した蒸気を、まず、空冷システムを介して空気により冷却し、次に、熱交換器を介して冷却プールにより冷却する原子炉冷却システム」が開示されている。

特許第６００４４３８号公報

水冷システムでは、水冷プールの容量によって冷却期間が決まる。しかしながら、水冷プールを大きくすると、原子炉建屋の耐震構造を強化する必要があり、原子力プラントの建設コスト増加の要因となる可能性がある。

一方、無限のヒートシンクである大気に放熱する空冷システムも提案されている。空冷を利用すると冷却期間は無限大となるが、水と比較すると空気の伝熱効率は小さく、空冷熱交換器が大きくなるという課題がある。

これらの課題を解決するため、水冷システムと空冷システムを併用した原子炉冷却設備が提案されている。例えば、上記特許文献１では、水冷システムの水冷熱交換器の上流に空冷システムの中間熱交換器を設置し、従来水冷システムで除熱していた熱の一部を空冷システムで除熱できるようにしている。水冷システムの負荷が減少するため、水冷プールの容量を小さくする、または、水冷プールの容量が同じであれば冷却期間を延長することができる。崩壊熱は時間の経過とともに減少するので、崩壊熱が空冷システムの除熱容量まで低下する期間、水冷システムが稼働するようにすれば、水冷プールが枯渇しても空冷システムのみで冷却でき、無限時間の冷却が可能となる。

一般的に、静的空冷システムでは、ループ型サーモサイフォン式ヒートパイプを用いており、空冷熱交換器は中間熱交換器よりも高い位置に設置する必要がある。上記特許文献１では、水冷プールの中に中間熱交換器である凝縮タンクを設置しているので、原子炉建屋の外の空冷熱交換器は水冷プールよりも高い位置に設置される。したがって、空冷システムを適用した場合には、原子炉建屋を通常よりも高くする必要が生じ、建設コストが増加する可能性がある。

また、中間熱交換器は水冷熱交換器の上流側に設置するので、中間熱交換器で発生した凝縮水が水冷熱交換器の凝縮伝熱管内に流入する。しかしながら、凝縮液膜厚さが大きくなると凝縮熱伝達率は低下するので、凝縮伝熱管内に中間熱交換器からの凝縮水を流入させないほうが望ましい。

そこで、本発明は、静的水冷システムと空冷システムを備えた原子力プラントにおいて、原子炉建屋の高層化を抑制するとともに、中間熱交換器で蒸気と凝縮水を分離する構造により、水冷熱交換器の伝熱性能低下を抑制することを目的とする。

上記目的を達成するために、本発明は、圧力容器を内包する原子炉格納容器と、中間熱交換器を内包する凝縮タンクと、前記中間熱交換器と空冷ループ配管で接続され、前記中間熱交換器との間で冷媒を循環させることで前記凝縮タンク内に導入された蒸気を冷却凝縮する空冷熱交換器と、前記原子炉格納容器の上部側に設けられる水冷プールと、前記水冷プール内に設置され、前記凝縮タンクの上部側に接続された分離蒸気排出配管を介して前記凝縮タンク内で凝縮されずに残った蒸気を導入し、当該導入した蒸気を冷却凝縮する水冷熱交換器と、を有する原子力プラントであって、前記凝縮タンクは、前記空冷熱交換器および前記水冷熱交換器よりも低い位置に配置されることを特徴とする。

また、本発明は、圧力容器を内包する原子炉格納容器と、中間熱交換器を内包する冷却水タンクと、前記冷却水タンクと空冷ループ配管で接続され、前記冷却水タンクから導入された蒸気を冷却凝縮する空冷熱交換器と、前記原子炉格納容器の上部側に設けられる水冷プールと、前記水冷プール内に設置され、前記中間熱交換器の出口ヘッダに接続された分離蒸気排出配管を介して前記中間熱交換器で凝縮されずに残った蒸気を導入し、導入した蒸気を冷却凝縮する水冷熱交換器と、を有する原子力プラントであって、前記冷却水タンクは、前記空冷熱交換器および前記水冷熱交換器よりも低い位置に配置されることを特徴とする。

本発明によれば、空冷熱交換器を従来よりも低所に設置することが可能となり、原子炉建屋の高層化を抑制し、原子力プラントの建設コストを低減することができる。また、水冷熱交換器への凝縮水の流入を抑制できるため、水冷システムの伝熱性能低下を抑制することができる。

上記した以外の課題、構成および効果は、以下の実施形態の説明によって明らかにされる。

本発明の第１実施形態に係る原子炉冷却設備の構成を表す概略図である。 本発明の第２実施形態に係る原子炉冷却設備の構成を表す概略図である。 本発明の第３実施形態に係る原子炉冷却設備の構成を表す概略図である。 本発明の第４実施形態に係る原子炉冷却設備の構成を表す概略図である。 本発明の第４実施形態に係る空冷熱交換器の伝熱管構成を表す概略図である。 本発明の第５実施形態に係る原子炉冷却設備の構成を表す概略図である。 本発明の第６実施形態に係る原子炉冷却設備の構成を表す概略図である。

以下、図面を用いて本発明の実施例を説明する。なお、各図面において、同一の構成については同一の符号を付し、重複する部分についてはその詳細な説明は省略する。

［構成］
図１を参照して、本発明の第１実施形態に係る原子炉冷却設備の構成について説明する。図１は、本実施形態に係る原子炉冷却設備の構成を表す概略図である。図１に示すように、格納容器３の上方に水冷システムの水冷プール１０が設置されており、水冷プール１０の中に水冷熱交換器１１が設置されている。

中間熱交換器２１を内包する凝縮タンク２０が水冷プール１０よりも低い位置に設置されており、凝縮タンク２０の上方から延びる分離蒸気排出配管３１が水冷熱交換器入口ヘッダ１２に接続されており、凝縮タンク２０の底部から延びる中間凝縮水排出配管４３はサプレッションプール５と接続されている。中間凝縮水排出配管４３の途中には、スチームトラップ２７が設置されている。

また、凝縮タンク２０の中央付近から延びる蒸気導入配管３０で凝縮タンク２０と格納容器３の内部空間が接続されている。水冷熱交換器出口ヘッダ１３とサプレッションプール５が水冷凝縮水排出配管３２により接続されている。

凝縮タンク２０内の中間熱交換器２１は、原子炉建屋４と建屋カバー６の間に形成された流路に設置された空冷熱交換器２４と接続されている。中間熱交換器入口ヘッダ２２と空冷熱交換器出口ヘッダ２６を接続する空冷凝縮水配管４２の内部には、冷媒である水が封入されている。

［動作］
本実施形態での原子炉冷却設備の動作について説明する。

事故が発生すると、炉心１はスクラムされ原子炉での連鎖反応は停止する。しかしながら、崩壊熱が発生し続けるため、圧力容器２内部の水が加熱されて蒸気が継続して発生する。発生した蒸気は、例えば、安全弁や破断した配管を通して格納容器３に移行し、格納容器３の圧力が上昇する場合がある。この場合、格納容器３の過圧破損を防止するため、発生した蒸気を冷却して凝縮させて格納容器３の圧力上昇を抑制する必要がある。

事故が発生すると、水冷システムと空冷システムが起動し、蒸気導入配管３０を通して凝縮タンク２０に格納容器３内の蒸気が取り込まれる。凝縮タンク２０に流入した蒸気の一部は、中間熱交換器２１で冷却されて凝縮する。中間熱交換器２１で凝縮した水は重力により凝縮タンク２０の底部に落下する。凝縮されずに残った蒸気は、凝縮タンク２０の上部に接続された分離蒸気排出配管３１を通して水冷熱交換器入口ヘッダ１２へ流入する。

このように、凝縮タンク２０で凝縮水が分離された蒸気が水冷熱交換器１１へ流入する。水冷熱交換器１１の伝熱管内部は凝縮熱伝達であり、凝縮水が伝熱抵抗となるため、水冷熱交換器１１に流入する蒸気に凝縮水が含まれると伝熱性能が低下するが、本実施形態の構造により、中間熱交換器２１で発生した凝縮水を水冷熱交換器１１に流入することを抑制でき、水冷熱交換器１１の性能低下を抑制することができる。

水冷熱交換器１１に流入した蒸気は、水冷プール１０の冷却水で冷却され、凝縮する。凝縮水は、水冷熱交換器出口ヘッダ１３に接続された水冷凝縮水排出配管３２を通して重力によりサプレッションプール５に戻される。配管３２の高さ分の水頭圧が発生し、この水頭圧で凝縮水が落下しようとする力を駆動力として、新たに格納容器３の蒸気が蒸気導入配管３０を通して凝縮タンク２０内に流入する。凝縮タンク２０の底部に落下した凝縮水は、中間凝縮水排出配管４３を通して重力によりサプレッションプール５に戻される。

サプレッションプール５の圧力が凝縮タンク２０の圧力より低い場合、凝縮水とともに蒸気もサプレッションプール５に流入する可能性がある。エンタルピーの大きい蒸気が格納容器３にあるサプレッションプール５に戻ると、格納容器３に熱を戻すことになり、冷却設備による除熱効率が低下する可能性がある。除熱効率低下を抑制するため、本実施形態では、配管４３の途中にスチームトラップ２７を設置している。スチームトラップ２７は、凝縮水が溜まると弁を開放して凝縮水を放出し、凝縮水がなくなると弁が閉じて蒸気が放出されない構造となっている。スチームトラップ２７により、凝縮タンク２０からサプレッションプール５への蒸気流出を抑制することができる。

中間熱交換器２１で格納容器３から流入した蒸気が凝縮すると、蒸気の潜熱により中間熱交換器２１の伝熱管内部の水が沸騰する。沸騰で発生した伝熱管内部の蒸気は、中間熱交換器出口ヘッダ２３から空冷蒸気配管４１を通って空冷熱交換器入口ヘッダ２５に流入する。空冷熱交換器２４は、原子炉建屋４と建屋カバー６の間に形成された空気の流路に設置されており、流路内の空気によって伝熱管内部の蒸気を冷却する。

冷却された蒸気は凝縮して水に戻り、重力により空冷熱交換器出口ヘッダ２６から空冷凝縮水配管４２を通って中間熱交換器入口ヘッダ２２へ移行し、再び凝縮タンク２０内の蒸気に加熱されて沸騰する。空冷熱交換器２４の周囲の空気は、伝熱管内の蒸気と熱交換し、温度が上昇する。温度が上昇した空気は密度が小さくなるため、浮力を受けて流路内を上昇していき、空気排出口３４から大気に放出される。昇温した空気が上方へ流れると、空気流入口３３から周囲の低温の空気が新たに流路内に取り込まれ、伝熱管を冷却する。

このようにして、動的機器を用いずに空気により継続的に冷却ができるが、凝縮水を中間熱交換器２１に戻すのに重力を用いるため空冷熱交換器２４は中間熱交換器２１よりも高い位置に設置する必要がある。空冷熱交換器２４は、原子炉建屋４と建屋カバー６の間の空気流路に設置されており、煙突効果を得るために空気排出口３４を空冷熱交換器２４よりも高い位置としている。空気排出口３４は空冷熱交換器２４よりも高い位置にあればあるほど煙突効果により流路内の空気流速が増加し、空冷熱交換器２４の伝熱効率が向上する。

また、空冷熱交換器２４に外部から水を散布してもよい。空冷熱交換器２４を低所に設置することができるため、空冷熱交換器２４に水を散布するのは容易である。水を用いると空気よりも熱伝達効率が向上するため、空冷システムを通してより多くの熱を除去することができる。

［効果］
本実施形態では、凝縮タンク２０を低所に設置したことにより、空冷熱交換器２４も低所に設置することが可能となる。空冷熱交換器２４を低所に設置することにより原子炉建屋４の高層化を抑制でき、空冷システムの設置による原子力プラントの建設コスト増加を抑制することができる。また、空気排出口３４の高さが同じであれば、空冷熱交換器２４の上方の流路高さを大きくすることができ、煙突効果が大きくなって空気流速が増加することにより空冷熱交換器２４の伝熱効率が向上する。

また、中間熱交換器２１で発生した凝縮水を凝縮タンク２０内で分離し、水冷熱交換器１１に蒸気のみを流入させる構造により、水冷熱交換器１１の伝熱性能低下を抑制することができる。

さらに、凝縮タンク２０内の凝縮水をサプレッションプール５に戻す中間凝縮水排出配管４３にスチームトラップ２７を設置することで、格納容器３に蒸気が戻るのを抑制し、原子炉冷却設備による除熱効率を向上することができる。空冷システムを併用しているため、水冷システム単独の冷却設備よりも水冷プール１０の容量を小さくする、または、水冷可能な期間を延長することができる。

［構成］
図２を参照して、本発明の第２実施形態に係る原子炉冷却設備の構成について説明する。図２は、本実施形態に係る原子炉冷却設備の構成を表す概略図である。第１実施形態と異なるのは、凝縮タンク２０が蒸気導入配管３０で圧力容器２と接続されていること、中間熱交換器２１で発生した凝縮水を戻す中間凝縮水排出配管４３および水冷熱交換器出口ヘッダ１３から延びる水冷凝縮水排出配管３２が圧力容器２に接続されていること、および凝縮タンク２０が水冷プール１０と圧力容器２の通常水位の間になる高さに設置されていることである。

［動作］
本実施形態では、圧力容器２から蒸気導入配管３０を通して凝縮タンク２０に蒸気が供給され、中間熱交換器２１および水冷熱交換器１１で凝縮した凝縮水を圧力容器２に戻す以外は、第１実施形態と動作は同じである。凝縮タンク２０が圧力容器２の通常水位よりも高い位置に設置されているため、凝縮タンク２０の底部に落下した凝縮水は重力により圧力容器２に戻される。また、水冷熱交換器１１も圧力容器２よりも高い位置に設置されているので、凝縮水は重力で圧力容器２に戻される。

［効果］
第１実施形態の効果に加えて、以下の効果がある。圧力容器２が健全な場合、炉心１の崩壊熱で発生する蒸気により格納容器３よりも圧力が高くなる。本実施形態では、凝縮タンク２０および水冷熱交換器１１内部の圧力が高くなり、最終の放熱源である水冷プール１０の冷却水や空気との温度差が大きくなるため、冷却設備全体の除熱効率が向上する。また、凝縮水を圧力容器２に直接戻すため、外部からの注水がなくても圧力容器２の水量を維持することができ、燃料棒の水による冷却が継続され炉心１の健全性を維持することができる。

［構成］
図３を参照して、本発明の第３実施形態に係る原子炉冷却設備の構成について説明する。図３は、本実施形態に係る原子炉冷却設備の構成を表す概略図である。第２実施形態と異なるのは、凝縮タンク２０が圧力容器２の通常水位よりも低い位置に設置され、凝縮タンク２０の底部が中間凝縮水排出配管４３でサプレッションプール５と接続されており、中間凝縮水排出配管４３の途中にスチームトラップ２７が設置されていることである。

さらに、蒸気タービン５０と蒸気タービンで駆動するポンプ５１とを備え、蒸気タービン５０は圧力容器２からサプレッションプール５に接続された蒸気タービン用蒸気抽出配管５２の途中に設置され、ポンプ５１はサプレッションプール５から圧力容器２に接続された注水配管５３の途中に設置されている。なお、図３では、断面図としてサプレッションプール５を左右に分離して示しているが、実際には周方向につながった一体構造である。

［動作］
本実施形態では凝縮タンク２０の凝縮水をサプレッションプール５を通して圧力容器２に戻す動作以外は第２実施形態と同じであるため、凝縮水を圧力容器２に戻す動作について説明する。中間熱交換器２１で凝縮した凝縮水は、凝縮タンク２０の底部に落下し、サプレッションプール５に接続された中間凝縮水排出配管４３を通してサプレッションプール５に排出される。圧力容器２に接続された凝縮タンク２０とサプレッションプール５の圧力差が大きいため、中間凝縮水排出配管４３の途中にスチームトラップ２７を設置し、凝縮タンク２０に流入した蒸気が過剰にサプレッションプール５に流出しないようにしている。

サプレッションプール５は圧力容器２よりも低い位置にあるため、重力で水を圧力容器２に戻すことはできない。そこで、圧力容器２からサプレッションプール５に接続される蒸気タービン用蒸気抽出配管５２の途中に設置された蒸気タービン５０で駆動するポンプ５１を用いて、サプレッションプール５の水を圧力容器２に戻している。蒸気タービン５０は、圧力容器２とサプレッションプール５の差圧で流れる蒸気により駆動されるため、外部の電源を必要としない静的な機器である。蒸気タービン５０を駆動した蒸気は、サプレッションプール５に流入して凝縮し、ポンプ５１により圧力容器２に戻される。

［効果］
第２実施形態の効果に加え、以下の効果がある。本実施形態では、凝縮タンク２０をさらに低所に設置できるため、空冷熱交換器２４も低所に設置することができ、原子炉建屋４の高層化を抑制し、原子力プラントの建設コスト増加を抑制することができる。

［構成］
図４を参照して、本発明の第４実施形態に係る原子炉冷却設備の構成について説明する。図４は、本実施形態に係る原子炉冷却設備の構成を表す概略図である。また、図５は、図４における空冷熱交換器２４の伝熱管構成を表す拡大概略図である。第１実施形態と異なるのは、空冷熱交換器出口ヘッダ２６から中間熱交換器入口ヘッダ２２へ凝縮水を戻す空冷凝縮水配管４２の途中に冷媒である水を貯めた冷媒タンク２８が設置されていることである。冷媒タンク２８の水位は、中間熱交換器２１の伝熱管の中央から上端までの間に位置するように調整されている。

また、図５に示すように、空冷熱交換器２４の一部の伝熱管２９ｂは、空冷熱交換器出口ヘッダ２６にのみ接続されており、そのもう一方の端に開閉バルブ６１が設置されており、開閉バルブ６１を開放すると伝熱管２９ｂ内部と大気が連通するようになっている。なお、伝熱管２９ｂは空冷熱交換器出口ヘッダ２５にのみ接続されていてもよい。

［動作］
本実施形態では、動作は第１実施形態と同じであるが、冷媒タンク２８を設置したことにより、空冷システムの除熱性能が安定する。この動作について説明する。凝縮タンク２０内の中間熱交換器２１で蒸気から熱を受けると、中間熱交換器２１の伝熱管内の冷媒である水が沸騰する。沸騰した水は蒸気となって空冷蒸気配管４１を通り空冷熱交換器２４に移動する。空冷熱交換器２４の伝熱管内部で空気によって冷却されて蒸気が凝縮し、凝縮水は重力で落下して、空冷熱交換器出口ヘッダ２６から空冷凝縮水配管４２を通って冷媒タンク２８に流入する。

中間熱交換器２１の伝熱管内部では、水の沸騰により伝熱が行われるが、伝熱管内部の水位が低い場合には、伝熱管上方が蒸気のみで満たされ、伝熱様式が沸騰熱伝達から蒸気単相の対流熱伝達となる。一般的に対流熱伝達率は沸騰熱伝達率よりも低いため、伝熱管内部の水位が高い方が伝熱効率が向上する。

したがって、第１実施形態でも、伝熱管内部の水位が十分に保たれる量の水を空冷凝縮水配管４２に貯めておく。しかしながら、空冷凝縮水配管４２の容積が小さいと、例えば空冷システムのループ内で冷媒が一時的に滞留すると、中間熱交換器２１の伝熱管への戻り水が減少して伝熱管内部の水位が低下し、除熱量が一時的に低下する等、動作が不安定になる可能性がある。

そこで、本実施形態では、冷媒タンク２８を設置して、冷媒タンク２８の水位を中間熱交換器２１の伝熱管の中央から上端の位置になるように調整している。伝熱管の静定水位は、冷媒タンク２８の水位と同じになる。空冷システムのループ内で冷媒の一時的な滞留が発生しても冷媒タンク２８には十分な水が貯えられているため、中間熱交換器２１の伝熱管内の水位が大きく変動することがない。

また、本実施形態では、図５に示すように、空冷熱交換器２４の一部の伝熱管２９ｂに開閉バルブ６１を設置している。空冷システムの通常動作では、開閉バルブ６１は閉じた状態で、冷媒である水がループ内を循環して除熱する。一方、開閉バルブ６１を開けると空冷システム内の蒸気が大気に放出される。中間熱交換器２１で発生した蒸気を直接大気に放出し、熱抵抗の大きい空気の対流熱伝達に影響されることがないため、原子炉からより多くの熱を空冷システムで除熱することができる。

万一、水冷システムの除熱量が低下した場合に、開閉バルブ６１を開放することによって、水冷システムの除熱量低下分を補い、原子炉の過圧を抑制する。中間熱交換器２１の伝熱管に冷媒タンク２８から水が供給できる限り、開閉バルブ６１を開放した除熱量の大きい除熱ができるため、冷媒タンク２８を設置したことでより長期間、空冷システムで水冷システムの代替が可能となる。

［効果］
第１実施形態の効果に加え、以下の効果がある。本実施形態では、冷媒タンク２８を設置したことにより、中間熱交換器２１の伝熱管内の水位を一定に保つことができ、空冷システムの除熱性能を安定化することができる。万一、水冷システムの除熱量が低下した場合には、開閉バルブ６１を開放することにより、空冷システムを用いて水冷システムの除熱量低下を補完することができる。

なお、冷媒タンク２８および開閉バルブ６１は、第２実施形態および第３実施形態の冷却設備に適用してもよく、同様の効果が得られる。

［構成］
図６を参照して、本発明の第５実施形態に係る原子炉冷却設備の構成について説明する。図６は、本実施形態に係る原子炉冷却設備の構成を表す概略図である。図６に示すように、格納容器３の上方に水冷システムの水冷プール１０が設置されており、水冷プール１０の中に水冷熱交換器１１が設置されている。内部に冷却水を貯えた冷却水タンク６０が水冷プール１０よりも低い位置に設置されており、冷却水タンク６０の内部に中間熱交換器２１が設置されている。中間熱交換器入口ヘッダ２２と格納容器３が蒸気導入配管３０で接続されている。

中間熱交換器出口ヘッダ２３に接続され、冷却水タンク６０の底部から延びる中間凝縮水排出配管４３は、サプレッションプール５と接続され、中間熱交換器出口ヘッダ２３から上に延びる分離蒸気排出配管３１は水冷熱交換器入口ヘッダ１２と接続されている。サプレッションプール５に接続される中間凝縮水排出配管４３には、スチームトラップ２７が設置されている。冷却水タンク６０の上部から延びる空冷蒸気配管４１が空冷熱交換器入口ヘッダ２５と接続されており、空冷熱交換器出口ヘッダ２６から延びる空冷凝縮水配管４２が冷却水タンク６０の側面中央付近に接続されている。中間熱交換器２１が十分に水没するように、冷却水タンク６０の水位が設定されている。

［動作］
本実施形態での原子炉冷却設備の動作について説明する。事故が発生すると、水冷システムと空冷システムが起動され、蒸気導入配管３０を通して中間熱交換器２１の伝熱管内部に格納容器３の蒸気が取り込まれる。中間熱交換器２１は冷却水タンク６０の水に水没しており、中間熱交換器２１に取り込まれた蒸気は、冷却水タンク６０の水に熱を奪われてその一部が凝縮する。中間熱交換器出口ヘッダ２３に到達した蒸気と凝縮水の混合流体は、中間熱交換器出口ヘッダ２３の空間で重力により凝縮水が底部に集積することを利用して、蒸気と凝縮水に分離される。

分離された蒸気は、分離蒸気排出配管３１を通して水冷熱交換器１１に流入し、水冷熱交換器１１の伝熱管内部で凝縮する。凝縮水は、水冷凝縮水排出配管３２を通ってサプレッションプール５に流出する。中間熱交換器出口ヘッダ２３で分離された凝縮水は、中間凝縮水排出配管４３を通してサプレッションプール５に流出する。中間凝縮水排出配管４３の途中に設置したスチームトラップ２７によって、中間凝縮水排出配管４３を通して蒸気がサプレッションプール５に流出するのを抑制している。

中間熱交換器２１の伝熱管に蒸気が流入すると、伝熱管を通して冷却タンク６０内の水に熱が伝わる。蒸気温度が空冷システム内の圧力の飽和温度よりも高いため、冷却水タンク６０内の水の温度が上昇し、やがて沸騰する。冷却水タンク６０内で発生した蒸気は、空冷蒸気配管４１を通って空冷熱交換器２４に取り込まれる。空冷熱交換器２４に取り込まれた蒸気は、空気で冷却されて凝縮する。凝縮水は空冷凝縮水配管４２を通って冷却水タンク６０に戻される。

中間熱交換器２１が冷却水タンク６０の水面から露出しない限り、沸騰熱伝達が利用でき性能が低下しない。空冷システムのループ内で冷媒の一時的な滞留が発生しても、冷却水タンク６０に冷媒を十分に保有しているので中間熱交換器２１が水面から露出することはなく、中間熱交換器２１の性能が維持できる。

本実施形態では、水冷熱交換器１１と中間熱交換器２１は同じ原理で熱伝達が行われるが、中間熱交換器２１での除熱量は、熱抵抗の大きい空冷熱交換器２４の除熱量に影響される。水冷プール１０は大気開放となっており、プール水が大気圧の飽和温度（約100℃）に到達すると沸騰するのでプール水温は大気圧の飽和温度以上にはならず、蒸気温度と飽和温度の差で伝熱が行われる。

一方、空冷システムは閉ループであるため、空冷熱交換器２４での凝縮量よりも冷却水タンク６０で発生した蒸気量が多くなると、冷却水タンク６０の圧力が上昇する。圧力が上昇すると飽和温度も上昇して冷却水タンク６０の水温も飽和温度まで上昇し、蒸気温度との温度差が小さくなって中間熱交換器２１での除熱量が低下する。空冷熱交換器２４では伝熱管内部の飽和蒸気温度が上昇するため、空気との温度差が大きくなり除熱量が増加する。冷却水タンク６０内での蒸気発生量と空冷熱交換器２４での凝縮量がバランスするまで空冷システムのループ内圧力が上昇する。

本実施形態では、中間熱交換器２１に流入した蒸気は、水冷熱交換器１１と同様に伝熱管外の冷却水によって冷却されるが、冷却水タンク６０の水温上昇により水冷熱交換器１１よりも伝熱効率が低下する。空冷熱交換器２４の除熱容量以上の蒸気が流入した場合には、中間熱交換器内２１で蒸気の凝縮が完了せず、中間熱交換器出口ヘッダ２３に蒸気と凝縮水の二相流として流出する。中間熱交換器出口ヘッダ２３で分離された蒸気は水冷熱交換器１１に流入し、すべての蒸気が凝縮する。

本実施形態においても、十分な冷却水タンク６０の容量を確保した上で、第４実施形態のように空冷熱交換器２４の一部の伝熱管２９ｂにおいて、一端に開閉バルブ６１が設置されており、開閉バルブ６１を開放すると伝熱管内部と大気が連通するようにしてもよい。一時的に大きな除熱量が必要になった場合に、バルブ６１を開放することで、空冷の大きな熱抵抗を受けずに大量の熱を大気に放出できる。

なお、本実施形態の冷却水タンク６０で構成された空冷システムは、第１実施形態から第４実施形態の凝縮タンク２０で構成された空冷システムと置き換えてもよい。

［効果］
本実施形態では、冷却水タンク６０内に中間熱交換器２１を水没させていることにより、冷却水タンク６０内の多少の水位変化でも沸騰熱伝達を利用することができ、空冷システムの除熱性能を安定化することができる。万一、水冷システムの除熱量が低下した場合には、開閉バルブ６１を開放することにより、空冷システムを用いて水冷システムの除熱量低下を補完することができる。

［構成］
図７を参照して、本発明の第６実施形態に係る原子炉冷却設備の構成について説明する。図７は、本実施形態に係る原子炉冷却設備の構成を表す概略図である。本実施形態が第１実施形態と異なるのは、凝縮タンク２０を格納容器３の内部に設置したことである。それ以外の構成は、第１実施形態と同じである。この構成にすると、格納容器３を貫通する配管は、凝縮タンク２０と水冷熱交換器１１を接続する分離蒸気排出配管３１、中間熱交換器２１と空冷熱交換器２４を接続する空冷蒸気配管４１と空冷凝縮水配管４２となる。

［動作］
動作は第１実施形態と同じである。

［効果］
本実施形態のように原子炉冷却設備を構成することで、万一、中間熱交換器２１と空冷熱交換器２４を接続する空冷蒸気配管４１または空冷凝縮水配管４２が破断したとしても、二次系配管であるため、格納容器３内の放射性物質を含むガスが格納容器３の外に流出することがない。本実施形態では、一次系である蒸気導入配管３０と中間凝縮水排出配管４３を格納容器３の内部に配置できるため、万一の配管破断による放射性物質を環境に放出するリスクを低減することができる。

なお、第２実施形態から第５実施形態の凝縮タンク２０または冷却水タンク６０を、本実施形態と同様に格納容器３の内部に設置してもよく、同じ効果が得られる。

また、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やす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…炉心
２…圧力容器
３…格納容器
４…原子炉建屋
５…サプレッションプール
６…建屋カバー
７…地表（地面）
１０…水冷プール
１１…水冷熱交換器
１２…水冷熱交換器入口ヘッダ
１３…水冷熱交換器出口ヘッダ
２０…凝縮タンク
２１…中間熱交換器
２２…中間熱交換器入口ヘッダ
２３…中間熱交換器出口ヘッダ
２４…空冷熱交換器
２５…空冷熱交換器入口ヘッダ
２６…空冷熱交換器出口ヘッダ
２７…スチームトラップ
２８…冷媒タンク
２９，２９ａ，２９ｂ…（空冷）伝熱管
３０…蒸気導入配管
３１…分離蒸気排出配管
３２…水冷凝縮水排出配管
３３…空気流入口
３４…空気排出口
４１…空冷蒸気配管
４２…空冷凝縮水配管
４３…中間凝縮水排出配管
４４…冷媒供給配管
５０…蒸気タービン
５１…ポンプ
５２…蒸気タービン用蒸気抽出配管
５３…注水配管
６０…冷却水タンク
６１…開閉バルブ

Claims (18)

1. 圧力容器を内包する原子炉格納容器と、
   中間熱交換器を内包する凝縮タンクと、
   前記中間熱交換器と空冷ループ配管で接続され、前記中間熱交換器との間で冷媒を循環させることで前記凝縮タンク内に導入された蒸気を冷却凝縮する空冷熱交換器と、
   前記原子炉格納容器の上部側に設けられる水冷プールと、
   前記水冷プール内に設置され、前記凝縮タンクの上部側に接続された分離蒸気排出配管を介して前記凝縮タンク内で凝縮されずに残った蒸気を導入し、当該導入した蒸気を冷却凝縮する水冷熱交換器と、を有する原子力プラントであって、
   前記凝縮タンクは、前記空冷熱交換器および前記水冷熱交換器よりも低い位置に配置されることを特徴とする原子力プラント。
2. 請求項１に記載の原子力プラントであって、
   前記凝縮タンクは、前記原子炉格納容器内のサプレッションプールの通常水位よりも高い位置に配置され、
   前記水冷熱交換器の出口ヘッダは、水冷凝縮水排出配管を介して前記サプレッションプールに接続され、
   前記凝縮タンクの下部側は、中間凝縮水排出配管を介して前記サプレッションプールに接続されることを特徴とする原子力プラント。
3. 請求項１に記載の原子力プラントであって、
   前記凝縮タンクは、前記圧力容器内の通常水位よりも高い位置に配置され、
   前記水冷熱交換器の出口ヘッダは、水冷凝縮水排出配管を介して前記圧力容器に接続され、
   前記凝縮タンクの下部側は、中間凝縮水排出配管を介して前記圧力容器に接続されることを特徴とする原子力プラント。
4. 請求項１に記載の原子力プラントであって、
   前記凝縮タンクは、前記原子炉格納容器内のサプレッションプールの通常水位よりも高い位置に配置され、
   前記水冷熱交換器の出口ヘッダは、水冷凝縮水排出配管を介して前記圧力容器に接続され、
   前記凝縮タンクの下部側は、中間凝縮水排出配管を介して前記サプレッションプールに接続されることを特徴とする原子力プラント。
5. 請求項４に記載の原子力プラントであって、
   前記圧力容器と前記サプレッションプールを接続する蒸気抽出配管と、
   前記圧力容器と前記サプレッションプールを接続し、前記サプレッションプールから前記圧力容器へ冷却水を供給する注水配管と、を備え、
   前記蒸気抽出配管の途中に蒸気タービンが設けられ、
   前記注水配管の途中に前記蒸気タービンで駆動するポンプが設けられることを特徴とする原子力プラント。
6. 請求項１から５のいずれか１項に記載の原子力プラントであって、
   前記空冷ループ配管の途中に冷媒タンクが設けられ、
   前記冷媒タンクの水位が前記中間熱交換器の中央から上端までの間の高さに位置することを特徴とする原子力プラント。
7. 請求項６に記載の原子力プラントであって、
   前記空冷熱交換器を構成する空冷伝熱管に、当該空冷伝熱管内の蒸気を大気中に放出する開閉バルブが設けられることを特徴とする原子力プラント。
8. 請求項１から７のいずれか１項に記載の原子力プラントであって、
   前記原子炉格納容器または前記圧力容器から蒸気導入配管を介して前記凝縮タンク内へ蒸気を導入することを特徴とする原子力プラント。
9. 請求項１から８のいずれか１項に記載の原子力プラントであって、
   前記凝縮タンクは、前記原子炉格納容器内に設置されることを特徴とする原子力プラント。
10. 圧力容器を内包する原子炉格納容器と、
    中間熱交換器を内包する冷却水タンクと、
    前記冷却水タンクと空冷ループ配管で接続され、前記冷却水タンクから導入された蒸気を冷却凝縮する空冷熱交換器と、
    前記原子炉格納容器の上部側に設けられる水冷プールと、
    前記水冷プール内に設置され、前記中間熱交換器の出口ヘッダに接続された分離蒸気排出配管を介して前記中間熱交換器で凝縮されずに残った蒸気を導入し、導入した蒸気を冷却凝縮する水冷熱交換器と、を有する原子力プラントであって、
    前記冷却水タンクは、前記空冷熱交換器および前記水冷熱交換器よりも低い位置に配置されることを特徴とする原子力プラント。
11. 請求項１０に記載の原子力プラントであって、
    前記冷却水タンクは、前記原子炉格納容器内のサプレッションプールの通常水位よりも高い位置に配置され、
    前記水冷熱交換器の出口ヘッダは、水冷凝縮水排出配管を介して前記サプレッションプールに接続され、
    前記中間熱交換器の出口ヘッダは、分離蒸気排気配管を介して前記水冷熱交換器の入口ヘッダに接続され、かつ、中間凝縮水排出配管を介して前記サプレッションプールに接続されることを特徴とする原子力プラント。
12. 請求項１０に記載の原子力プラントであって、
    前記冷却水タンクは、前記圧力容器内の通常水位よりも高い位置に配置され、
    前記水冷熱交換器の出口ヘッダは、水冷凝縮水排出配管を介して前記圧力容器に接続され、
    前記中間熱交換器の出口ヘッダは、中間凝縮水排出配管を介して前記圧力容器に接続されることを特徴とする原子力プラント。
13. 請求項１０に記載の原子力プラントであって、
    前記冷却水タンクは、前記原子炉格納容器内のサプレッションプールの通常水位よりも高い位置に配置され、
    前記水冷熱交換器の出口ヘッダは、水冷凝縮水排出配管を介して前記圧力容器に接続され、
    前記中間熱交換器の出口ヘッダは、中間凝縮水排出配管を介して前記サプレッションプールに接続されることを特徴とする原子力プラント。
14. 請求項１３に記載の原子力プラントであって、
    前記圧力容器と前記サプレッションプールを接続する蒸気抽出配管と、
    前記圧力容器と前記サプレッションプールを接続し、前記サプレッションプールから前記圧力容器へ冷却水を供給する注水配管と、を備え、
    前記蒸気抽出配管の途中に蒸気タービンが設けられ、
    前記注水配管の途中に前記蒸気タービンで駆動するポンプが設けられることを特徴とする原子力プラント。
15. 請求項１０から１４のいずれか１項に記載の原子力プラントであって、
    前記空冷熱交換器を構成する空冷伝熱管に、当該空冷伝熱管内の蒸気を大気中に放出する開閉バルブが設けられることを特徴とする原子力プラント。
16. 請求項１０から１５のいずれか１項に記載の原子力プラントであって、
    前記原子炉格納容器または前記圧力容器から蒸気導入配管を介して前記中間熱交換器へ蒸気を導入することを特徴とする原子力プラント。
17. 請求項１０から１６のいずれか１項に記載の原子力プラントであって、
    前記冷却水タンクは、前記原子炉格納容器内に設置されることを特徴とする原子力プラント。
18. 請求項２から５および１１から１４のいずれか１項に記載の原子力プラントであって、
    前記中間凝縮水排出配管の途中にスチームトラップを設けることを特徴とする原子力プラント。

Images