原子炉の冷却方法および原子炉冷却装置
【課題】外部電源および非常用電源を使用できない場合でも原子炉内の冷却水を直接冷却できる原子炉の冷却方法を提供する。
【解決手段】原子炉が緊急停止されたとき、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）１から熱交換器３内に導かれた水蒸気を熱交換器３内に設置したヒートパイプ２３によって凝縮させて凝縮水を生成する。ヒートパイプ２３内を伝えられた熱は放熱板２４から原子炉建屋３２外に放出される。その凝縮水は配管２２により耐圧容器１４内に流入して耐圧容器１４内に蓄えられる。耐圧容器１４は、弁１６を設けた配管８及び弁４２を設けた配管４１によってＲＰＶ１に接続される。耐圧容器１４内の凝縮水の水位が、レベルスイッチ１７が作動する上限水位に達したとき、弁１６，４２が開いて耐圧容器１４内の凝縮水が重力によりＲＰＶ１内に注入される。凝縮水の注入によりＲＰＶ１内の冷却水が直接冷却される。
【解決手段】原子炉が緊急停止されたとき、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）１から熱交換器３内に導かれた水蒸気を熱交換器３内に設置したヒートパイプ２３によって凝縮させて凝縮水を生成する。ヒートパイプ２３内を伝えられた熱は放熱板２４から原子炉建屋３２外に放出される。その凝縮水は配管２２により耐圧容器１４内に流入して耐圧容器１４内に蓄えられる。耐圧容器１４は、弁１６を設けた配管８及び弁４２を設けた配管４１によってＲＰＶ１に接続される。耐圧容器１４内の凝縮水の水位が、レベルスイッチ１７が作動する上限水位に達したとき、弁１６，４２が開いて耐圧容器１４内の凝縮水が重力によりＲＰＶ１内に注入される。凝縮水の注入によりＲＰＶ１内の冷却水が直接冷却される。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉の冷却方法および原子炉冷却装置に係り、特に、冷却材として水を使用する原子力発電プラントに適用するのに好適な原子炉の冷却方法および原子炉冷却装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子炉格納容器内の水蒸気を利用して原子炉圧力容器または原子炉格納容器を冷却する方法が、特開２０１０−２０３８５８号公報および特開２００６−３２２６２７号公報に記載されている。
【０００３】
特開２０１０−２０３８５８号公報に記載された原子炉格納容器冷却設備は、原子炉格納容器の外に熱交換プールを備え、熱交換プール内のプール水に熱交換器を浸漬させ、原子炉格納容器のドライウェルに開口する水蒸気吸い込み管をこの熱交換器の伝熱管の一端に連絡し、その伝熱管の他端に凝縮水ドレン配管および非凝縮性ガスベント配管をその伝熱管の他端に連絡している。凝縮水ドレン配管は、ドライウェルに配置された原子炉圧力容器を取り囲む保温材とこの保温材の周囲を取り囲む円筒状のγ線遮へい体の間、または原子炉圧力容器と保温材の間に開口している。非凝縮性ガスベント配管は、原子炉格納容器の圧力抑制室内の圧力抑制プール内に達している。
【０００４】
冷却材喪失事故が発生したとき、原子炉内の冷却水がドライウェル内に水蒸気となって放出される。この水蒸気は、水蒸気吸い込み管を通って伝熱管に導かれ、熱交換プール内のプール水によって冷却されて凝縮される。水蒸気の凝縮によって生じた凝縮水は、凝縮水ドレン配管を通って保温材とγ線遮へい体の間、または原子炉圧力容器と保温材の間に供給される。このような凝縮水の供給により、原子炉圧力容器を冷却することができる。水蒸気に含まれた非凝縮性ガスは、非凝縮性ガスベント配管を通って圧力抑制プールに放出される。
【０００５】
特開２００６−３２２６２７号公報に記載された原子炉格納容器システムは、冷却水を溜めた貯水槽内に複数の伝熱管を配置し、これらの伝熱管の一端に連絡される上流側ヘッダーおよびこれらの伝熱管の他端に連絡される下流側ヘッダーを貯水槽の外側に設け、蒸気導入管を上流側ヘッダーに接続し、凝縮水排出管を下流側ヘッダーに接続している。蒸気導入管および凝縮水排出管は、原子炉格納容器内のドライウェルに開口している。冷却材喪失事故時にドライウェル内に放出された水蒸気は、蒸気導入管から伝熱管内に導かれて貯水槽内の冷却水によって凝縮される。水蒸気の凝縮によって生じた凝縮水は、原子炉格納容器内に排出される。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００６】
【特許文献１】特開２０１０−２０３８５８号公報
【特許文献２】特開２００６−３２２６２７号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００７】
運転停止中の原子力発電プラントでは、外部電源または非常用電源から供給される電力により電動ポンプを駆動して原子炉内の炉心に冷却水を供給し、この冷却水によって炉心に装荷されている燃料集合体を冷却して燃料集合体に含まれる核燃料物質の崩壊熱を除去している。原子炉で使用していた燃料の崩壊熱の除去は、外部電源および非常用電源が長時間利用できない場合でも、炉心内の燃料集合体の冷却は継続して行わなければならない。このため、消費電力の大きな電動ポンプ等の機器を必要としない原子炉の冷却方法を備えることが、原子力発電プラントの安全性を向上させる上で重要となる。
【０００８】
特開２０１０−２０３８５８号公報および特開２００６−３２２６２７号公報に記載された冷却方法は、原子炉格納容器内に放出された水蒸気の圧力を駆動力として原子炉格納容器内の水蒸気を熱交換器に移送し、その蒸気を冷却している。これらの公報に記載された冷却方法は、いずれも、電動ポンプを必要としない冷却方法である。
【０００９】
しかしながら、特開２０１０−２０３８５８号公報に記載された冷却方法は、ドライウェル内の水蒸気を熱交換器で凝縮して凝縮液を生成しており、水蒸気冷却には熱交換プール内のプール水を使用している。生成した凝縮液は、原子炉圧力容器を取り囲む保温材とγ線遮へい体の間、または原子炉圧力容器と保温材の間に供給しており、原子炉圧力容器内で燃料集合体を冷却する冷却水を間接的に冷却している。特開２００６−３２２６２７号公報に記載された冷却方法も、ドライウェル内の水蒸気を熱交換器で凝縮しており、水蒸気冷却には熱交換器伝熱管外面の冷却水を使用している。
【００１０】
特開２０１０−２０３８５８号公報および特開２００６−３２２６２７号公報に記載された冷却方法は、いずれも、ドライウェル内の水蒸気を熱交換器で凝縮しており、水蒸気冷却に冷却水を使用している。このため、熱交換器への冷却水供給が長時間行えない場合には、冷却水の温度上昇または蒸発による冷却水喪失により、熱交換器による水蒸気の冷却性能が低下すると考えられる。
【００１１】
本発明の目的は、外部電源および非常用電源を長時間使用できない場合でも原子炉の冷却を継続できる原子炉の冷却方法および原子炉冷却装置を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１２】
上記した目的を達成する本発明の特徴は、原子炉圧力容器内の炉心の上端よりも上方に配置された、凝縮水注入装置の耐圧容器よりも上方に配置された熱交換器に、原子炉圧力容器内の蒸気を供給し、この蒸気をその熱交換器に設けられたヒートパイプにより凝縮させて凝縮水を生成し、生成された凝縮水を重力により熱交換器から耐圧容器内に導いて前記耐圧容器内に蓄え、耐圧容器内の凝縮水を、重力を利用して原子炉圧力容器内に供給することにある。
【００１３】
熱交換器内でヒートパイプを用いて原子炉圧力容器から導かれた蒸気の凝縮し、この蒸気の凝縮によって生成された凝縮水を重力を利用して耐圧容器を介して原子炉圧力容器に注入するので、消費電力の大きな電動ポンプを使用することなく原子炉圧力容器内の冷却水を直接冷却することができる。このため、外部電源および非常用電源が長時間利用できない場合においても、炉心に装荷された燃料集合体をその冷却された冷却水によって効率良く冷却することができる。
【発明の効果】
【００１４】
本発明によれば、消費電力の大きな電動ポンプを使用することなく原子炉圧力容器内の冷却水を直接冷却することができるため、外部電源および非常用電源が長時間利用できない場合においても、原子炉の冷却を継続することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１５】
【図１】本発明の好適な一実施例である実施例１の原子炉の冷却方法に適用される原子炉冷却装置の構成図である。
【図２】図１に示す熱交換器の管板の構成図である。
【図３】本発明の他の実施例である実施例２の原子炉の冷却方法に適用される原子炉冷却装置の構成図である。
【図４】図３に示す制御装置で実行される実施例２における原子炉の冷却方法の処理手順の一部を示す説明図である。
【図５】図３に示す制御装置で実行される実施例２における原子炉の冷却方法の処理手順の残りを示す説明図である。
【図６】本発明の他の実施例である実施例３の原子炉の冷却方法に適用される原子炉冷却装置の構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００１６】
本発明の実施例を以下に説明する。
【実施例１】
【００１７】
本発明の好適な一実施例である実施例１の原子炉の冷却方法を、図１を用いて説明する。まず、本実施例の原子炉の冷却方法を適用する沸騰水型原子炉の概略構成を説明する。沸騰水型原子炉は、原子炉および原子炉格納容器１０を有する。原子炉は、原子炉圧力容器１、および原子炉圧力容器１内に配置された炉心２を有する。炉心２には、核燃料物質を含む複数の燃料集合体（図示せず）が装荷される。原子炉圧力容器１内において、気水分離器（図示せず）が炉心２の上方に配置され、蒸気乾燥器（図示せず）が気水分離器の上方に配置される。
【００１８】
本実施例の原子炉の冷却方法に用いられる原子炉冷却装置４４を、図１を用いて説明する。原子炉冷却装置４４は、熱交換器３、凝縮水注入装置１３、ヒートパイプ２３および放熱板２４を備えている。原子炉圧力容器１は、原子炉格納容器１０のドライウェル内に配置される。原子炉圧力容器１に接続されて隔離弁３１が設けられたた主蒸気配管６が、原子炉格納容器１０を貫通してタービン（図示せず）に接続される。原子炉格納容器１０内には、圧力抑制室１１が設けられる。冷却水を充填した圧力抑制プール４０が圧力抑制室１１内に形成される。原子炉格納容器１０は原子炉建屋３２内に設置される。原子炉格納容器１０内に解放された複数のベント管（図示せず）が、圧力抑制室１１内に配置され、これらのベント管の下端部が圧力抑制プール４０の冷却水中に浸漬される。
【００１９】
本実施例の原子炉の冷却方法に用いられる原子炉冷却装置４４を、図１を用いて説明する。原子炉冷却装置４４は、熱交換器３、凝縮水注入装置１３、ヒートポンプ２３および放熱板２４を備えている。熱交換器３、凝縮水注入装置１３及びヒートパイプ２３の一部は、原子炉格納容器１０内に配置される。
【００２０】
凝縮水注入装置１３は、耐圧容器１４、弁１６を設けた配管８および弁４２を設けた配管４１を有する。弁１６および４２は、原子炉の通常運転時において水密性を保つために、それぞれ２個以上にすることが望ましく、電動弁である。本実施例では、弁１６および４２はそれぞれ２個ずつ設けられる。上限の水位を検出するレベルスイッチ１７及び下限の水位を検出するレベルスイッチ１８が、耐圧容器１４に設けられる。配管８は耐圧容器１４の底部に接続されて原子炉圧力容器１に接続される。配管４１も耐圧容器１４の底部に接続されて原子炉圧力容器１に接続される。配管４１の原子炉圧力容器１への接続位置は、配管８の原子炉圧力容器１への接続位置よりも高くなっている。耐圧容器１４は、高さ方向において、原子炉圧力容器１内に配置された炉心２より上方に配置される。配管４１の原子炉圧力容器１への接続位置は、耐圧容器１４の位置よりも下方に位置する。弁１５を設けた配管２２が、耐圧容器１４と熱交換器３の胴１９に接続されて、耐圧容器１４と熱交換器３の胴１９が連絡される。
【００２１】
蒸気凝縮装置である熱交換器３は、胴１９内にＵ字に曲げられた複数のヒートパイプ２３を配置している。各ヒートパイプ２３は胴１９内に配置されて胴１９に取り付けられた管板３９により水密に支持される（図２参照）。熱交換器３の胴１９は、重力による凝縮水の流れを考慮し、原子炉圧力容器１内に配置された炉心２及び耐圧容器１４よりも高い位置に配置される。安全弁７および主蒸気逃し安全弁１２が、原子炉格納容器１０内において、主蒸気配管６に設けられる。安全弁７の作動圧力は主蒸気逃し安全弁１２の作動圧力よりも低くなっており、安全弁７は主蒸気逃し安全弁１２よりも原子炉圧力容器１側に設けられる。安全弁７に接続された配管２０が、胴１９に接続されて胴１９側に連絡される。主蒸気逃し安全弁１２に接続された配管３０が圧力抑制室１１内に達し、配管３０の下端部が圧力抑制プール４０の冷却水中に浸漬される。胴１９の上面に接続された配管２１が配管３０に接続される。熱交換器３の胴１９は、重力による凝縮水の流れを考慮し、配管２２との接続点が低くなるように、傾斜されている。
【００２２】
各ヒートパイプ２３は、それぞれ別々の放熱板２４に接続される。各放熱板２４は、熱交換器３よりも上方で原子炉建屋３２の外部または、非常時に外気との熱交換が可能な原子炉建屋３２の内部、例えば建屋外壁が外れる壁面近傍に配置される。
【００２３】
沸騰水型原子炉が緊急停止され、外部電源及び非常用ディーゼル発電機からの電力の供給が長時間途絶えた場合を想定する。
【００２４】
原子炉が緊急停止された後、原子炉圧力容器１内の冷却水が冷却されない場合、炉心２内の燃料集合体に含まれる核燃料物質の崩壊熱により原子炉圧力容器１内の冷却水の温度が上昇し、原子炉圧力容器１内の圧力が上昇する。原子炉圧力容器１内の圧力が主蒸気逃がし安全弁１２の作動圧力に到達すると主蒸気逃がし安全弁１２が開いて、原子炉圧力容器１内の水蒸気が配管３０を通して圧力抑制プール４０内に放出される。この水蒸気は、圧力抑制プール４０内の冷却水によって凝縮される。このため、原子炉格納容器１０のドライウェルの圧力を大きく上昇させることなく原子炉圧力容器１内の圧力上昇を抑制することができる。
【００２５】
本実施例では、原子炉圧力容器１内の圧力が過度に上昇した場合、主蒸気逃がし安全弁１２よりも先に安全弁７が開くため、原子炉圧力容器１内の水蒸気が、矢印４で示すように、配管２０を通して熱交換器３の胴１９内に導かれる。胴１９内に達した水蒸気は、熱交換器３の胴１９内でヒートパイプ２３により冷却されて凝縮水となる。この凝縮水は、重力によって配管２２を通って耐圧容器１４内に導かれ、耐圧容器１４内に蓄えられる。このとき、弁１５は開いている。
【００２６】
熱交換器３内で水蒸気を冷却して温度が上昇したヒートパイプ２３では、放熱板２４に熱が伝導され、この熱が放熱板２４から原子炉建屋３２外の大気中に放出される。ヒートパイプ２３は、熱交換器３内の高温になる部分（高温部）が、放熱板２４接続部である低温になる部分（低温部）よりも低い位置に存在し、さらに、閉ループを形成している。このため、ヒートパイプ２３内に充填した揮発性の冷媒（例えば水）は、高温部で配管２０を通して供給される高温の水蒸気により加熱されて蒸発し、低温部で放熱板２４からの放熱によって凝縮されて水となる。ヒートパイプ２３内において、低温部で生じた凝縮水が重力の作用等により高温部に供給されて再び蒸発するというサイクルが繰返される。このため、ヒートパイプ２３を用いることによって、ヒートパイプ２３の高温部での冷媒（例えば水）の蒸発によって熱交換器の３の胴部１９に原子炉圧力容器１から供給された高温の水蒸気から多量の熱を除去することができる。熱交換器３の胴１９は、上記したように重力による凝縮水の流れを考慮し、配管２２との接続点が低くなるように、傾斜されているので、胴１９内で生成された凝縮水が配管２２に向かって流れて配管２２に排出される。
【００２７】
熱交換器３で生成された凝縮水の耐圧容器１４内への流入に伴って、耐圧容器１４内の水位が上昇する。上限の水位を検出するレベルスイッチ１７が作動したとき、レベルスイッチ１７から出力された信号に基づいて弁１５が閉じられて弁１６および４２が開く。この結果、耐圧容器１４内の圧力が原子炉圧力容器１内の圧力と同じになるので、耐圧容器１４内の凝縮水が、少なくとも、配管８または配管４１のいずれかを通して原子炉圧力容器１内に供給される。図１において矢印５は、凝縮水の流れを示す。
【００２８】
耐圧容器１４から原子炉圧力容器１への凝縮水の注入により、耐圧容器１４内の水位が低下する。下限の水位を検出するレベルスイッチ１８が作動したとき、レベルスイッチ１８から出された信号に基づいて弁１６および４２が閉じられて弁１５が開く。耐圧容器１４と原子炉圧力容器1との間が遮断され、熱交換器３の胴１９との間が通じるため、熱交換器３で生成された凝縮水が耐圧容器１４に供給される。熱交換器３で生成された凝縮水の耐圧容器１４への供給に伴い、再び、耐圧容器１４内の水位が上昇するサイクルが繰り返される。
【００２９】
配管２０により熱交換器３の胴１９内に供給されて凝縮されなかった水蒸気は、矢印９で示すように、配管２１及び３０を通して圧力抑制プール４０の冷却水中に放出され、凝縮される。このため、原子炉格納容器１０の内圧は大きく上昇しない。
【００３０】
レベルスイッチ１７及び１８からの信号に基づく弁１５，１６及び４２の開閉操作は、それらの信号を受信する制御装置（図示せず）によって行われる。この制御装置には蓄電池を備えた無停電電源から電力が供給され、弁１５，１６及び４２の開閉操作にも蓄電池からの電力が用いられる。
【００３１】
原子炉の冷却により原子炉圧力容器１内の圧力が安全弁７の作動圧力よりも低下した場合には、安全弁７が閉じられ、原子炉圧力容器１から熱交換器３の胴１９内への水蒸気の供給が停止される。
【００３２】
弁１５，１６及び４２の開閉操作は、制御装置を用いないで、表示されたレベルスイッチ１７及び１８からの信号を見たオペレータが手動で実施しても良い。
【００３３】
本実施例によれば、ヒートパイプ２３を用いて原子炉圧力容器１内の水蒸気を熱交換器３内で凝縮しているので、原子炉圧力容器１内の水蒸気を、消費電力の大きな電動ポンプ、及び熱交換器の冷媒として冷却水を使用することなく、冷却することができる。また、熱交換器３内で生成された凝縮水が、重力によって、耐圧容器１４を経て原子炉圧力容器１内に注入することができる。凝縮水の温度は原子炉圧力容器１内の冷却水の温度よりも低いので、原子炉圧力容器１内への凝縮水の注入は、原子炉圧力容器１内の冷却水の温度を低下させる。
【００３４】
上記したように、本実施例は、熱交換器３内でのヒートパイプ２３を用いた原子炉圧力容器１から導かれた水蒸気の凝縮、及び熱交換器３で生成された凝縮水の原子炉圧力容器１への注入によって、外部電源および非常用電源が長時間利用できない場合や原子炉の他の冷却系の熱交換器に冷却水を供給できない場合でも、蓄電池を備えた無停電電源からの少量の電力により、弁の開閉操作を長時間継続することができるため、長時間継続して原子炉内の冷却水を直接冷却することができる。
【００３５】
耐圧容器１４が、高さ方向において、気水分離器より上方の位置、例えば、蒸気乾燥器が設置された高さに配置されるので、耐圧容器１４内の凝縮水を容易に原子炉圧力容器１内に供給することができる。この温度の低い凝縮水の供給により、炉心２内の燃料集合体内の燃料棒の上端は、常に、原子炉圧力容器１内の冷却水に浸漬される。燃料棒の上端が、原子炉圧力容器１内の冷却水の水面より上方に顔を出すことがないので、燃料集合体に含まれる核燃料物質の崩壊熱を十分に除去することができる。
【００３６】
耐圧容器１４は、高さ方向において、蒸気乾燥器の下方であっても、炉心２の上端よりも上方に設置すれば、耐圧容器１４内の凝縮水を原子炉圧力容器１内に注入することができる。例えば、耐圧容器１４の底が高さ方向において、炉心の上端よりも上に配置されたとき、原子炉圧力容器１内の水蒸気が原子炉圧力容器１外の熱交換器３に放出されて原子炉圧力容器１内の冷却水の水面が炉心２の上端まで低下したことを想定する。このような状態では、耐圧容器１４が炉心の上端よりも上に配置されているので、熱交換器３内で原子炉圧力容器１から排気された水蒸気から生成されて耐圧容器１４内に溜まっている温度が低い凝縮水を、原子炉圧力容器１内に容易に注入することができる。この凝縮水の注入によって原子炉圧力容器１内の冷却水の水位が上昇する。したがって、燃料集合体内の燃料棒の上端が冷却水の水面よりも上方に顔を出すことがないので、冷却水の冷却によって核燃料物質の崩壊熱を除去することができる。
【００３７】
また、弁１５を閉じて弁１６および４２を開いて、凝縮水が蓄えられた耐圧容器１４内の圧力を原子炉圧力容器１内の圧力と同じにすることができるので、原子炉圧力容器１内の圧力が高い状態でも原子炉圧力容器１内に凝縮水を供給できる。このため、原子炉が緊急停止された直後の圧力が高い原子炉圧力容器１内に冷却水として凝縮水を供給することができる。
【００３８】
耐圧容器１４と原子炉圧力容器１を２本の配管、具体的には、配管８及び４１で連絡しているため、耐圧容器１４から原子炉圧力容器１への凝縮水の注入時において原子炉圧力容器１内のガスが耐圧容器１４に抜けるので、耐圧容器１４内の凝縮水を、短時間に原子炉圧力容器１内に注入することができる。
【００３９】
さらに、熱交換器３に供給された水蒸気からの除熱方法として、ヒートパイプ２３による熱伝導を採用しているため、熱交換器３、及び入口側の弁１５及び出口側の弁１６，４２を備えた耐圧容器１４を有する凝縮水注入装置１３を、原子炉格納容器１０内に設置することによって、原子炉圧力容器１内の冷却水（一次系の冷却水）を内包した配管が原子炉格納容器１０の外を通過することなく、原子炉を冷却することができる。
【００４０】
各放熱板２４を原子炉建屋３２内に配置しても良い。この場合には、原子炉建屋３２に設けられた複数のブローアウトパネルを開いて、原子炉建屋３２の外部の空気を、原子炉建屋３２内に導いて、ヒートパイプ２３から放熱板２４に伝えられる熱を、この空気により除去する。１つのブローアウトパネルが開いた開口部から導入された外気は、放熱板２４から除去した熱で加熱され、他のブローアウトパネルが開いた他の開口部から原子炉建屋３２の外に排気する。
【実施例２】
【００４１】
本発明の他の実施例である実施例２の原子炉の冷却方法を、図３、図４及び図５を用いて説明する。本実施例の原子炉の冷却方法は、冷却材として水を使用する原子力発電プラントに適用される。
【００４２】
本実施例の原子炉の冷却方法に用いられる原子炉冷却装置４４Ａを、図３を用いて説明する。原子炉冷却装置４４Ａは、実施例１で用いられる原子炉冷却装置４４において、凝縮水注入装置を変更している。原子炉冷却装置４４Ａの他の構成は原子炉冷却装置４４と同じである。本実施例で用いられる凝縮水注入装置は、原子炉冷却装置４４における凝縮水注入装置１３以外に凝縮水注入装置１３Ａを有している。凝縮水注入装置１３Ａの構成は凝縮水注入装置１３と同じであり、本実施例は実質的に凝縮水注入装置１３を２系統有している。凝縮水注入装置１３は３系統以上設けても良い。
【００４３】
凝縮水注入装置１３Ａは、耐圧容器１４Ａ、弁１６Ａを設けた配管８Ａおよび弁４２Ａ（図示せず）を設けた配管４１Ａを有する。弁１６Ａおよび４２Ａは、弁１６および４２と同様に、原子炉の通常運転時において水密性を保つために、それぞれ２個設けられ、電動弁である。弁１５Ａが設けられた配管２２Ａが、耐圧容器１４Ａと切替弁３３を接続する。上限の水位を検出するレベルスイッチ１７Ａ及び下限の水位を検出するレベルスイッチ１８Ａが、耐圧容器１４Ａに設けられる。配管８Ａは耐圧容器１４Ａの底部に接続されて原子炉圧力容器１に接続される。配管４１Ａも耐圧容器１４Ａの底部に接続されて原子炉圧力容器１に接続される。配管４１Ａの原子炉圧力容器１への接続位置は、配管８Ａの原子炉圧力容器１への接続位置よりも高くなっている。耐圧容器１４Ａは、配管４１Ａの原子炉圧力容器１への接続位置よりも高い位置に配置される。耐圧容器１４Ａは、高さ方向において、原子炉圧力容器１内に配置された炉心２より上方に配置される。熱交換器３は耐圧容器１４Ａよりも上方に配置される。
【００４４】
三方弁である切替弁３３が弁１５の上流で配管２２に設けられる。配管２２Ａが切替弁３３に接続される。
【００４５】
本実施例の原子炉の冷却方法は、凝縮水注入装置１３及び凝縮水注入装置１３Ａを備えた原子炉冷却装置４４Ａを用いているので、原子炉圧力容器１内に凝縮水を連続して供給することができる。このような本実施例の原子炉の冷却方法を、図３に示された原子炉冷却装置４４Ａ、図４及び図５に示された処理手順に基づいて、具体的に説明する。図４及び図５に示された処理手順における各弁の操作は、制御装置４３で実行される。なお、凝縮水注入装置１３をＡ系と称し、凝縮水注入装置１３ＡをＢ系と称する。
【００４６】
制御装置４３は、切替弁３３、凝縮水注入装置１３の弁１５，１６，４２、および凝縮水注入装置１３Ａの弁１５Ａ，１６Ａ，４２Ａを初期状態に制御する（ステップＳ１）。沸騰水型原子炉の通常運転時または熱交換器３によって原子炉圧力容器１から排出される水蒸気を凝縮させる前の初期状態では、切替弁３３が熱交換器３とＡ系の耐圧容器１４を連絡するように開いている。このとき、熱交換器３とＢ系の耐圧容器１４Ａは切替弁３３によって連絡されていない。Ａ系では、耐圧容器１４内の水位に基づいて、レベルスイッチ１７からＯＦＦ信号が出力され、レベルスイッチ１８からＯＮ信号が出力される。制御装置４３は、レベルスイッチ１７からＯＦＦ信号に基づいてＡ系の弁１５を開いた状態にし、レベルスイッチ１８からＯＮ信号に基づいてＡ系の弁１６，４２を閉じた状態にする。また、制御装置４３は、レベルスイッチ１７ＡからＯＦＦ信号に基づいてＢ系の弁１５Ａを開いた状態にし、レベルスイッチ１８ＡからＯＮ信号に基づいてＢ系の弁１６Ａ，４２Ａを閉じた状態にする。Ａ系の耐圧容器１４及びＢ系の耐圧容器１４Ａのそれぞれの内圧は、ともに、原子炉圧力容器１の内圧よりも低くなっている。
【００４７】
Ａ系のレベルスイッチ１８からのＯＦＦ信号を入力する（ステップＳ２）。原子炉圧力容器１から熱交換器３内に水蒸気が供給され、前述したように、熱交換器３内で水蒸気が凝縮されて凝縮水が生成される。この凝縮水が、配管２２及び弁１５を通してＡ系の耐圧容器１４内に流入する。耐圧容器１４内の凝縮水の液面が上昇し、耐圧容器１４内の水位が下限の水位よりも上昇する。このため、耐圧容器１４内の水位を検出するＡ系のレベルスイッチ１８がＯＦＦ信号を出力し、制御装置４３はこのＯＦＦ信号を入力する。弁１５，１６，４２，１５Ａ，１６Ａ，４２Ａのそれぞれは、ステップＳ１での初期状態と同じ状態になっている。
【００４８】
Ａ系の各弁及び切替弁３３を制御する（ステップＳ３）。熱交換器３で生成された凝縮水のＡ系の耐圧容器１４内への供給が継続され、その耐圧容器１４内の水位が、レベルスイッチ１７が検出する上限の水まで上昇したとき、レベルスイッチ１７がＯＮ信号を出力する。制御装置４３は、このＯＮ信号を入力し、このＯＮ信号に基づいて、Ａ系において、弁１５を閉じて弁１６，４２を開き、さらに、切替弁３３を、熱交換器３とＢ系の耐圧容器１４Ａを連絡するように開く。Ａ系において、弁１５を閉じて弁１６，４２を開くので、実施例１と同様に、Ａ系の耐圧容器１４の内圧が原子炉圧力容器１の内圧と等しくなり、Ａ系の耐圧容器１４内の凝縮水が重力により少なくとも、配管８または配管４１のいずれかを通って原子炉圧力容器１内に供給される。さらに、切替弁３３の操作によって、熱交換器３とＢ系の耐圧容器１４Ａが連絡されるため、燃料交換器３内で生成された凝縮水が、配管２２，２２Ａを通って耐圧容器１４Ａ内に供給される。
【００４９】
Ｂ系のレベルスイッチ１８ＡからのＯＦＦ信号を入力し、Ａ系のレベルスイッチ１７からのＯＦＦ信号を入力する（ステップＳ４）。凝縮水の供給によりＢ系の耐圧容器１４Ａ内の凝縮水の液面が上昇し、耐圧容器１４Ａ内の水位が下限の水位よりも上昇する。このため、耐圧容器１４Ａ内の水位を検出するＢ系のレベルスイッチ１８ＡがＯＦＦ信号を出力し、制御装置４３はこのＯＦＦ信号を入力する。Ａ系の耐圧容器１４内の水位が凝縮液の排出により低下するため、制御装置４３はＡ系のレベルスイッチ１７からのＯＦＦ信号を入力する。弁１５，１６，４２，１５Ａ，１６Ａ，４２Ａのそれぞれは、ステップＳ３における状態と同じ状態になっている。制御装置４３がスイッチ１８Ａから出力されたＯＦＦ信号を入力しているとき、Ａ系のレベルスイッチ１８がＯＦＦ信号を出力している間では、Ａ系の耐圧容器１４内の凝縮水が原子炉圧力容器１内に供給される。
【００５０】
Ａ系及びＢ系の各弁及び切替弁３３を制御する（ステップＳ５）。熱交換器３で生成された凝縮水のＢ系の耐圧容器１４Ａ内への供給が継続され、その耐圧容器１４Ａ内の水位が、レベルスイッチ１７Ａが検出する上限の水まで上昇したとき、レベルスイッチ１７ＡがＯＮ信号を出力する。制御装置４３は、このＯＮ信号を入力し、このＯＮ信号に基づいて、Ｂ系において、弁１５Ａを閉じて弁１６Ａ，４２Ａを開き、さらに、切替弁３３を、熱交換器３とＡ系の耐圧容器１４を連絡するように開く。また、制御装置４３は、レベルスイッチ１７Ａから出力されたＯＮ信号に基づいてＡ系の弁１５を開いて弁１６，４２を閉じる。Ｂ系において、弁１５Ａを閉じて弁１６Ａ，４２Ａを開くので、Ｂ系の耐圧容器１４Ａの内圧が原子炉圧力容器１の内圧と等しくなり、耐圧容器１４Ａ内の凝縮水が重力により少なくとも、配管８Ａまたは配管４１Ａのいずれかを通って原子炉圧力容器１内に供給される。Ａ系においても、弁１５が開いて弁１６，４２が閉じられる。さらに、切替弁３３の操作によって、熱交換器３とＡ系の耐圧容器１４が連絡されるため、燃料交換器３内で生成された凝縮水が、配管２２を通って耐圧容器１４内に供給される。
【００５１】
Ａ系のレベルスイッチ１８からのＯＦＦ信号を入力し、Ｂ系のレベルスイッチ１７ＡからのＯＦＦ信号を入力する（ステップＳ６）。凝縮水の供給によりＡ系の耐圧容器１４内の凝縮水の液面が上昇し、耐圧容器１４内の水位が下限の水位よりも上昇する。このため、耐圧容器１４内の水位を検出するＡ系のレベルスイッチ１８がＯＦＦ信号を出力し、制御装置４３はこのＯＦＦ信号を入力する。Ｂ系の耐圧容器１４Ａ内の水位が凝縮液の排出により低下するため、制御装置４３はＢ系のレベルスイッチ１７ＡからのＯＦＦ信号を入力する。弁１５，１６，４２，１５Ａ，１６Ａ，４２Ａのそれぞれは、ステップＳ５における状態と同じ状態になっている。制御装置４３がスイッチ１８から出力されたＯＦＦ信号を入力しているとき、Ｂ系のレベルスイッチ１８ＡがＯＦＦ信号を出力している間では、Ｂ系の耐圧容器１４Ａ内の凝縮水が原子炉圧力容器１内に供給される。
【００５２】
ステップＳ６以降では、ステップＳ３からステップＳ６の各処理が繰り返して実行され、熱交換器３での水蒸気の凝縮および原子炉圧力容器１内への凝縮水の供給が継続して行われる。
【００５３】
本実施例は、実施例１で生じる各効果を得ることができる。さらに、本実施例は、複数の凝縮水注入装置が並列に設けられるので、原子炉圧力容器１から熱交換器３に導かれる水蒸気の凝縮、及び原子炉圧力容器１への凝縮水の供給を継続して行うことができる。このため、本実施例は、実施例１に比べて、原子炉圧力容器１内の冷却水の冷却効率を向上させることができる。
【００５４】
また、原子炉圧力容器１内の水蒸気から生成される凝縮水の割合を増加させるためには、複数の熱交換器３を直列に接続して、第一の熱交換器３で水蒸気を凝縮した後に第１の熱交換器３内に残存する水蒸気を、第１の熱交換器３に接続された第二の熱交換器３で凝縮することが望ましい。
【実施例３】
【００５５】
本発明の他の実施例である実施例３の原子炉の冷却方法を、図６を用いて説明する。本実施例の原子炉の冷却方法は、冷却材として水を使用する原子力発電プラントに適用される。
【００５６】
本実施例の原子炉の冷却方法に用いられる原子炉冷却装置４４Ｂを、図６を用いて説明する。原子炉冷却装置４４Ｂは、実施例１で用いられる原子炉冷却装置４４において、ヒートパイプ２３を構成するチューブ２５に冷媒供給装置２８および気体排出装置２９を接続した構成を有する。ヒートパイプ２３を構成するチューブ２５は、内部を気体排出装置２９により排気した後で揮発性の冷媒を充填しており、圧力計２６が設けられる。原子炉冷却装置４４Ｂの他の構成は原子炉冷却装置４４と同じである。
【００５７】
気体排出装置２９は、真空ポンプ３６、コネクタ３７及び配管４５を有する。弁２７及び３７が設けられた配管４５がチューブ２５に接続される。真空ポンプ３６がコネクタ３７によって配管４５に接続される。真空ポンプ３６は、常時設置されている必要はなく、メンテナンスの際に、コネクタ３７によって配管４５に接続される。冷媒供給装置２８は弁３５を設けた冷媒容器３８を有する。冷媒容器３８は、弁２７と弁３７の間で配管４５に接続される。気体排出装置２９によりチューブ２５の内部を排気した後で、弁２７と弁３７を閉、弁３５を開として揮発性の冷媒（例えば、水）を充填した後に、弁３５を閉とし、その後、弁２７を開とすることで、揮発性の冷媒（例えば、水）をチューブ２５内に充填する。
【００５８】
ヒートパイプ２３による熱伝導においては、内部が真空のチューブ２５内に封入した揮発性の冷媒の蒸発と凝縮を利用して熱量を輸送する。このため、ヒートパイプ２３に高い熱伝導性能を与え、これを維持するには、定期的にチューブ２５内を揮発性の冷媒（例えば、水）のみの状態に維持すること(メンテナンス）が必要である。通常、弁２７、弁３５及び弁３７は閉じられており、チューブ２５内の圧力を設定圧力に保持している。メンテナンスの際には、チューブ２５内の気体を排出するため、コネクタ３７に真空ポンプ３６を接続する。弁２７及び３７を開いて真空ポンプ３６を駆動することによって、チューブ２５内の気体を、配管４５を通して外部に排気する。気体の排気後、弁３４を閉じ、真空ポンプを配管４５から取り外す。その後、弁２７と弁３７を閉、弁３５を開として揮発性の冷媒（例えば、水）を充填し、その後、弁３５を閉、弁２７を開とすることで、揮発性の冷媒（例えば、水）をチューブ２５内に注入する。圧力計で計測されたチューブ２５内の圧力が設定圧力になったとき、チューブ２５内への揮発性冷媒の注入を終了し、弁２７を閉じることで、設定圧力を維持する。
【００５９】
原子炉冷却装置４４Ｂを用いた本実施例の原子炉の冷却方法における原子炉圧力容器１内の水蒸気の凝縮および凝縮水の注入は、実施例１と同様に実行される。
【００６０】
本実施例は、実施例１で生じる各効果を得ることができる。本実施例は、ヒートパイプ２３内の気体を排気して新たな揮発性冷媒をヒートパイプ２３内に注入するので、ヒートパイプ２３の熱伝導性能が向上し、原子炉圧力容器１から熱交換器３に供給される水蒸気の凝縮効率を高めることができる。
【００６１】
原子炉冷却装置４４Ｂの圧力計２６、冷媒供給装置２８および気体排出装置２９を、実施例２で用いる原子炉冷却装置４４Ａに設けても良い。
【符号の説明】
【００６２】
１…原子炉圧力容器、２…炉心、３…熱交換器、６…主蒸気配管、７…安全弁、８，８Ａ，２０，２１，２２，２２Ａ，４１，４１Ａ…配管、１０…原子炉格納容器、１１…圧力抑制室、１２…主蒸気逃がし安全弁、１３，１３Ａ…凝縮水注入装置、１４，１４Ａ…耐圧容器、１５，１５Ａ，１６，１６Ａ，２７，３４，４２，４２Ａ…弁、１７，１８…レベルスイッチ、２３…ヒートパイプ、２４…放熱板、２５…チューブ、２８…冷媒供給装置、２９…気体排出装置、３２…原子炉建屋、３３…切替弁、３６…真空ポンプ、３８…冷媒容器、４０…圧力抑制プール。
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉の冷却方法および原子炉冷却装置に係り、特に、冷却材として水を使用する原子力発電プラントに適用するのに好適な原子炉の冷却方法および原子炉冷却装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子炉格納容器内の水蒸気を利用して原子炉圧力容器または原子炉格納容器を冷却する方法が、特開２０１０−２０３８５８号公報および特開２００６−３２２６２７号公報に記載されている。
【０００３】
特開２０１０−２０３８５８号公報に記載された原子炉格納容器冷却設備は、原子炉格納容器の外に熱交換プールを備え、熱交換プール内のプール水に熱交換器を浸漬させ、原子炉格納容器のドライウェルに開口する水蒸気吸い込み管をこの熱交換器の伝熱管の一端に連絡し、その伝熱管の他端に凝縮水ドレン配管および非凝縮性ガスベント配管をその伝熱管の他端に連絡している。凝縮水ドレン配管は、ドライウェルに配置された原子炉圧力容器を取り囲む保温材とこの保温材の周囲を取り囲む円筒状のγ線遮へい体の間、または原子炉圧力容器と保温材の間に開口している。非凝縮性ガスベント配管は、原子炉格納容器の圧力抑制室内の圧力抑制プール内に達している。
【０００４】
冷却材喪失事故が発生したとき、原子炉内の冷却水がドライウェル内に水蒸気となって放出される。この水蒸気は、水蒸気吸い込み管を通って伝熱管に導かれ、熱交換プール内のプール水によって冷却されて凝縮される。水蒸気の凝縮によって生じた凝縮水は、凝縮水ドレン配管を通って保温材とγ線遮へい体の間、または原子炉圧力容器と保温材の間に供給される。このような凝縮水の供給により、原子炉圧力容器を冷却することができる。水蒸気に含まれた非凝縮性ガスは、非凝縮性ガスベント配管を通って圧力抑制プールに放出される。
【０００５】
特開２００６−３２２６２７号公報に記載された原子炉格納容器システムは、冷却水を溜めた貯水槽内に複数の伝熱管を配置し、これらの伝熱管の一端に連絡される上流側ヘッダーおよびこれらの伝熱管の他端に連絡される下流側ヘッダーを貯水槽の外側に設け、蒸気導入管を上流側ヘッダーに接続し、凝縮水排出管を下流側ヘッダーに接続している。蒸気導入管および凝縮水排出管は、原子炉格納容器内のドライウェルに開口している。冷却材喪失事故時にドライウェル内に放出された水蒸気は、蒸気導入管から伝熱管内に導かれて貯水槽内の冷却水によって凝縮される。水蒸気の凝縮によって生じた凝縮水は、原子炉格納容器内に排出される。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００６】
【特許文献１】特開２０１０−２０３８５８号公報
【特許文献２】特開２００６−３２２６２７号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００７】
運転停止中の原子力発電プラントでは、外部電源または非常用電源から供給される電力により電動ポンプを駆動して原子炉内の炉心に冷却水を供給し、この冷却水によって炉心に装荷されている燃料集合体を冷却して燃料集合体に含まれる核燃料物質の崩壊熱を除去している。原子炉で使用していた燃料の崩壊熱の除去は、外部電源および非常用電源が長時間利用できない場合でも、炉心内の燃料集合体の冷却は継続して行わなければならない。このため、消費電力の大きな電動ポンプ等の機器を必要としない原子炉の冷却方法を備えることが、原子力発電プラントの安全性を向上させる上で重要となる。
【０００８】
特開２０１０−２０３８５８号公報および特開２００６−３２２６２７号公報に記載された冷却方法は、原子炉格納容器内に放出された水蒸気の圧力を駆動力として原子炉格納容器内の水蒸気を熱交換器に移送し、その蒸気を冷却している。これらの公報に記載された冷却方法は、いずれも、電動ポンプを必要としない冷却方法である。
【０００９】
しかしながら、特開２０１０−２０３８５８号公報に記載された冷却方法は、ドライウェル内の水蒸気を熱交換器で凝縮して凝縮液を生成しており、水蒸気冷却には熱交換プール内のプール水を使用している。生成した凝縮液は、原子炉圧力容器を取り囲む保温材とγ線遮へい体の間、または原子炉圧力容器と保温材の間に供給しており、原子炉圧力容器内で燃料集合体を冷却する冷却水を間接的に冷却している。特開２００６−３２２６２７号公報に記載された冷却方法も、ドライウェル内の水蒸気を熱交換器で凝縮しており、水蒸気冷却には熱交換器伝熱管外面の冷却水を使用している。
【００１０】
特開２０１０−２０３８５８号公報および特開２００６−３２２６２７号公報に記載された冷却方法は、いずれも、ドライウェル内の水蒸気を熱交換器で凝縮しており、水蒸気冷却に冷却水を使用している。このため、熱交換器への冷却水供給が長時間行えない場合には、冷却水の温度上昇または蒸発による冷却水喪失により、熱交換器による水蒸気の冷却性能が低下すると考えられる。
【００１１】
本発明の目的は、外部電源および非常用電源を長時間使用できない場合でも原子炉の冷却を継続できる原子炉の冷却方法および原子炉冷却装置を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１２】
上記した目的を達成する本発明の特徴は、原子炉圧力容器内の炉心の上端よりも上方に配置された、凝縮水注入装置の耐圧容器よりも上方に配置された熱交換器に、原子炉圧力容器内の蒸気を供給し、この蒸気をその熱交換器に設けられたヒートパイプにより凝縮させて凝縮水を生成し、生成された凝縮水を重力により熱交換器から耐圧容器内に導いて前記耐圧容器内に蓄え、耐圧容器内の凝縮水を、重力を利用して原子炉圧力容器内に供給することにある。
【００１３】
熱交換器内でヒートパイプを用いて原子炉圧力容器から導かれた蒸気の凝縮し、この蒸気の凝縮によって生成された凝縮水を重力を利用して耐圧容器を介して原子炉圧力容器に注入するので、消費電力の大きな電動ポンプを使用することなく原子炉圧力容器内の冷却水を直接冷却することができる。このため、外部電源および非常用電源が長時間利用できない場合においても、炉心に装荷された燃料集合体をその冷却された冷却水によって効率良く冷却することができる。
【発明の効果】
【００１４】
本発明によれば、消費電力の大きな電動ポンプを使用することなく原子炉圧力容器内の冷却水を直接冷却することができるため、外部電源および非常用電源が長時間利用できない場合においても、原子炉の冷却を継続することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１５】
【図１】本発明の好適な一実施例である実施例１の原子炉の冷却方法に適用される原子炉冷却装置の構成図である。
【図２】図１に示す熱交換器の管板の構成図である。
【図３】本発明の他の実施例である実施例２の原子炉の冷却方法に適用される原子炉冷却装置の構成図である。
【図４】図３に示す制御装置で実行される実施例２における原子炉の冷却方法の処理手順の一部を示す説明図である。
【図５】図３に示す制御装置で実行される実施例２における原子炉の冷却方法の処理手順の残りを示す説明図である。
【図６】本発明の他の実施例である実施例３の原子炉の冷却方法に適用される原子炉冷却装置の構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００１６】
本発明の実施例を以下に説明する。
【実施例１】
【００１７】
本発明の好適な一実施例である実施例１の原子炉の冷却方法を、図１を用いて説明する。まず、本実施例の原子炉の冷却方法を適用する沸騰水型原子炉の概略構成を説明する。沸騰水型原子炉は、原子炉および原子炉格納容器１０を有する。原子炉は、原子炉圧力容器１、および原子炉圧力容器１内に配置された炉心２を有する。炉心２には、核燃料物質を含む複数の燃料集合体（図示せず）が装荷される。原子炉圧力容器１内において、気水分離器（図示せず）が炉心２の上方に配置され、蒸気乾燥器（図示せず）が気水分離器の上方に配置される。
【００１８】
本実施例の原子炉の冷却方法に用いられる原子炉冷却装置４４を、図１を用いて説明する。原子炉冷却装置４４は、熱交換器３、凝縮水注入装置１３、ヒートパイプ２３および放熱板２４を備えている。原子炉圧力容器１は、原子炉格納容器１０のドライウェル内に配置される。原子炉圧力容器１に接続されて隔離弁３１が設けられたた主蒸気配管６が、原子炉格納容器１０を貫通してタービン（図示せず）に接続される。原子炉格納容器１０内には、圧力抑制室１１が設けられる。冷却水を充填した圧力抑制プール４０が圧力抑制室１１内に形成される。原子炉格納容器１０は原子炉建屋３２内に設置される。原子炉格納容器１０内に解放された複数のベント管（図示せず）が、圧力抑制室１１内に配置され、これらのベント管の下端部が圧力抑制プール４０の冷却水中に浸漬される。
【００１９】
本実施例の原子炉の冷却方法に用いられる原子炉冷却装置４４を、図１を用いて説明する。原子炉冷却装置４４は、熱交換器３、凝縮水注入装置１３、ヒートポンプ２３および放熱板２４を備えている。熱交換器３、凝縮水注入装置１３及びヒートパイプ２３の一部は、原子炉格納容器１０内に配置される。
【００２０】
凝縮水注入装置１３は、耐圧容器１４、弁１６を設けた配管８および弁４２を設けた配管４１を有する。弁１６および４２は、原子炉の通常運転時において水密性を保つために、それぞれ２個以上にすることが望ましく、電動弁である。本実施例では、弁１６および４２はそれぞれ２個ずつ設けられる。上限の水位を検出するレベルスイッチ１７及び下限の水位を検出するレベルスイッチ１８が、耐圧容器１４に設けられる。配管８は耐圧容器１４の底部に接続されて原子炉圧力容器１に接続される。配管４１も耐圧容器１４の底部に接続されて原子炉圧力容器１に接続される。配管４１の原子炉圧力容器１への接続位置は、配管８の原子炉圧力容器１への接続位置よりも高くなっている。耐圧容器１４は、高さ方向において、原子炉圧力容器１内に配置された炉心２より上方に配置される。配管４１の原子炉圧力容器１への接続位置は、耐圧容器１４の位置よりも下方に位置する。弁１５を設けた配管２２が、耐圧容器１４と熱交換器３の胴１９に接続されて、耐圧容器１４と熱交換器３の胴１９が連絡される。
【００２１】
蒸気凝縮装置である熱交換器３は、胴１９内にＵ字に曲げられた複数のヒートパイプ２３を配置している。各ヒートパイプ２３は胴１９内に配置されて胴１９に取り付けられた管板３９により水密に支持される（図２参照）。熱交換器３の胴１９は、重力による凝縮水の流れを考慮し、原子炉圧力容器１内に配置された炉心２及び耐圧容器１４よりも高い位置に配置される。安全弁７および主蒸気逃し安全弁１２が、原子炉格納容器１０内において、主蒸気配管６に設けられる。安全弁７の作動圧力は主蒸気逃し安全弁１２の作動圧力よりも低くなっており、安全弁７は主蒸気逃し安全弁１２よりも原子炉圧力容器１側に設けられる。安全弁７に接続された配管２０が、胴１９に接続されて胴１９側に連絡される。主蒸気逃し安全弁１２に接続された配管３０が圧力抑制室１１内に達し、配管３０の下端部が圧力抑制プール４０の冷却水中に浸漬される。胴１９の上面に接続された配管２１が配管３０に接続される。熱交換器３の胴１９は、重力による凝縮水の流れを考慮し、配管２２との接続点が低くなるように、傾斜されている。
【００２２】
各ヒートパイプ２３は、それぞれ別々の放熱板２４に接続される。各放熱板２４は、熱交換器３よりも上方で原子炉建屋３２の外部または、非常時に外気との熱交換が可能な原子炉建屋３２の内部、例えば建屋外壁が外れる壁面近傍に配置される。
【００２３】
沸騰水型原子炉が緊急停止され、外部電源及び非常用ディーゼル発電機からの電力の供給が長時間途絶えた場合を想定する。
【００２４】
原子炉が緊急停止された後、原子炉圧力容器１内の冷却水が冷却されない場合、炉心２内の燃料集合体に含まれる核燃料物質の崩壊熱により原子炉圧力容器１内の冷却水の温度が上昇し、原子炉圧力容器１内の圧力が上昇する。原子炉圧力容器１内の圧力が主蒸気逃がし安全弁１２の作動圧力に到達すると主蒸気逃がし安全弁１２が開いて、原子炉圧力容器１内の水蒸気が配管３０を通して圧力抑制プール４０内に放出される。この水蒸気は、圧力抑制プール４０内の冷却水によって凝縮される。このため、原子炉格納容器１０のドライウェルの圧力を大きく上昇させることなく原子炉圧力容器１内の圧力上昇を抑制することができる。
【００２５】
本実施例では、原子炉圧力容器１内の圧力が過度に上昇した場合、主蒸気逃がし安全弁１２よりも先に安全弁７が開くため、原子炉圧力容器１内の水蒸気が、矢印４で示すように、配管２０を通して熱交換器３の胴１９内に導かれる。胴１９内に達した水蒸気は、熱交換器３の胴１９内でヒートパイプ２３により冷却されて凝縮水となる。この凝縮水は、重力によって配管２２を通って耐圧容器１４内に導かれ、耐圧容器１４内に蓄えられる。このとき、弁１５は開いている。
【００２６】
熱交換器３内で水蒸気を冷却して温度が上昇したヒートパイプ２３では、放熱板２４に熱が伝導され、この熱が放熱板２４から原子炉建屋３２外の大気中に放出される。ヒートパイプ２３は、熱交換器３内の高温になる部分（高温部）が、放熱板２４接続部である低温になる部分（低温部）よりも低い位置に存在し、さらに、閉ループを形成している。このため、ヒートパイプ２３内に充填した揮発性の冷媒（例えば水）は、高温部で配管２０を通して供給される高温の水蒸気により加熱されて蒸発し、低温部で放熱板２４からの放熱によって凝縮されて水となる。ヒートパイプ２３内において、低温部で生じた凝縮水が重力の作用等により高温部に供給されて再び蒸発するというサイクルが繰返される。このため、ヒートパイプ２３を用いることによって、ヒートパイプ２３の高温部での冷媒（例えば水）の蒸発によって熱交換器の３の胴部１９に原子炉圧力容器１から供給された高温の水蒸気から多量の熱を除去することができる。熱交換器３の胴１９は、上記したように重力による凝縮水の流れを考慮し、配管２２との接続点が低くなるように、傾斜されているので、胴１９内で生成された凝縮水が配管２２に向かって流れて配管２２に排出される。
【００２７】
熱交換器３で生成された凝縮水の耐圧容器１４内への流入に伴って、耐圧容器１４内の水位が上昇する。上限の水位を検出するレベルスイッチ１７が作動したとき、レベルスイッチ１７から出力された信号に基づいて弁１５が閉じられて弁１６および４２が開く。この結果、耐圧容器１４内の圧力が原子炉圧力容器１内の圧力と同じになるので、耐圧容器１４内の凝縮水が、少なくとも、配管８または配管４１のいずれかを通して原子炉圧力容器１内に供給される。図１において矢印５は、凝縮水の流れを示す。
【００２８】
耐圧容器１４から原子炉圧力容器１への凝縮水の注入により、耐圧容器１４内の水位が低下する。下限の水位を検出するレベルスイッチ１８が作動したとき、レベルスイッチ１８から出された信号に基づいて弁１６および４２が閉じられて弁１５が開く。耐圧容器１４と原子炉圧力容器1との間が遮断され、熱交換器３の胴１９との間が通じるため、熱交換器３で生成された凝縮水が耐圧容器１４に供給される。熱交換器３で生成された凝縮水の耐圧容器１４への供給に伴い、再び、耐圧容器１４内の水位が上昇するサイクルが繰り返される。
【００２９】
配管２０により熱交換器３の胴１９内に供給されて凝縮されなかった水蒸気は、矢印９で示すように、配管２１及び３０を通して圧力抑制プール４０の冷却水中に放出され、凝縮される。このため、原子炉格納容器１０の内圧は大きく上昇しない。
【００３０】
レベルスイッチ１７及び１８からの信号に基づく弁１５，１６及び４２の開閉操作は、それらの信号を受信する制御装置（図示せず）によって行われる。この制御装置には蓄電池を備えた無停電電源から電力が供給され、弁１５，１６及び４２の開閉操作にも蓄電池からの電力が用いられる。
【００３１】
原子炉の冷却により原子炉圧力容器１内の圧力が安全弁７の作動圧力よりも低下した場合には、安全弁７が閉じられ、原子炉圧力容器１から熱交換器３の胴１９内への水蒸気の供給が停止される。
【００３２】
弁１５，１６及び４２の開閉操作は、制御装置を用いないで、表示されたレベルスイッチ１７及び１８からの信号を見たオペレータが手動で実施しても良い。
【００３３】
本実施例によれば、ヒートパイプ２３を用いて原子炉圧力容器１内の水蒸気を熱交換器３内で凝縮しているので、原子炉圧力容器１内の水蒸気を、消費電力の大きな電動ポンプ、及び熱交換器の冷媒として冷却水を使用することなく、冷却することができる。また、熱交換器３内で生成された凝縮水が、重力によって、耐圧容器１４を経て原子炉圧力容器１内に注入することができる。凝縮水の温度は原子炉圧力容器１内の冷却水の温度よりも低いので、原子炉圧力容器１内への凝縮水の注入は、原子炉圧力容器１内の冷却水の温度を低下させる。
【００３４】
上記したように、本実施例は、熱交換器３内でのヒートパイプ２３を用いた原子炉圧力容器１から導かれた水蒸気の凝縮、及び熱交換器３で生成された凝縮水の原子炉圧力容器１への注入によって、外部電源および非常用電源が長時間利用できない場合や原子炉の他の冷却系の熱交換器に冷却水を供給できない場合でも、蓄電池を備えた無停電電源からの少量の電力により、弁の開閉操作を長時間継続することができるため、長時間継続して原子炉内の冷却水を直接冷却することができる。
【００３５】
耐圧容器１４が、高さ方向において、気水分離器より上方の位置、例えば、蒸気乾燥器が設置された高さに配置されるので、耐圧容器１４内の凝縮水を容易に原子炉圧力容器１内に供給することができる。この温度の低い凝縮水の供給により、炉心２内の燃料集合体内の燃料棒の上端は、常に、原子炉圧力容器１内の冷却水に浸漬される。燃料棒の上端が、原子炉圧力容器１内の冷却水の水面より上方に顔を出すことがないので、燃料集合体に含まれる核燃料物質の崩壊熱を十分に除去することができる。
【００３６】
耐圧容器１４は、高さ方向において、蒸気乾燥器の下方であっても、炉心２の上端よりも上方に設置すれば、耐圧容器１４内の凝縮水を原子炉圧力容器１内に注入することができる。例えば、耐圧容器１４の底が高さ方向において、炉心の上端よりも上に配置されたとき、原子炉圧力容器１内の水蒸気が原子炉圧力容器１外の熱交換器３に放出されて原子炉圧力容器１内の冷却水の水面が炉心２の上端まで低下したことを想定する。このような状態では、耐圧容器１４が炉心の上端よりも上に配置されているので、熱交換器３内で原子炉圧力容器１から排気された水蒸気から生成されて耐圧容器１４内に溜まっている温度が低い凝縮水を、原子炉圧力容器１内に容易に注入することができる。この凝縮水の注入によって原子炉圧力容器１内の冷却水の水位が上昇する。したがって、燃料集合体内の燃料棒の上端が冷却水の水面よりも上方に顔を出すことがないので、冷却水の冷却によって核燃料物質の崩壊熱を除去することができる。
【００３７】
また、弁１５を閉じて弁１６および４２を開いて、凝縮水が蓄えられた耐圧容器１４内の圧力を原子炉圧力容器１内の圧力と同じにすることができるので、原子炉圧力容器１内の圧力が高い状態でも原子炉圧力容器１内に凝縮水を供給できる。このため、原子炉が緊急停止された直後の圧力が高い原子炉圧力容器１内に冷却水として凝縮水を供給することができる。
【００３８】
耐圧容器１４と原子炉圧力容器１を２本の配管、具体的には、配管８及び４１で連絡しているため、耐圧容器１４から原子炉圧力容器１への凝縮水の注入時において原子炉圧力容器１内のガスが耐圧容器１４に抜けるので、耐圧容器１４内の凝縮水を、短時間に原子炉圧力容器１内に注入することができる。
【００３９】
さらに、熱交換器３に供給された水蒸気からの除熱方法として、ヒートパイプ２３による熱伝導を採用しているため、熱交換器３、及び入口側の弁１５及び出口側の弁１６，４２を備えた耐圧容器１４を有する凝縮水注入装置１３を、原子炉格納容器１０内に設置することによって、原子炉圧力容器１内の冷却水（一次系の冷却水）を内包した配管が原子炉格納容器１０の外を通過することなく、原子炉を冷却することができる。
【００４０】
各放熱板２４を原子炉建屋３２内に配置しても良い。この場合には、原子炉建屋３２に設けられた複数のブローアウトパネルを開いて、原子炉建屋３２の外部の空気を、原子炉建屋３２内に導いて、ヒートパイプ２３から放熱板２４に伝えられる熱を、この空気により除去する。１つのブローアウトパネルが開いた開口部から導入された外気は、放熱板２４から除去した熱で加熱され、他のブローアウトパネルが開いた他の開口部から原子炉建屋３２の外に排気する。
【実施例２】
【００４１】
本発明の他の実施例である実施例２の原子炉の冷却方法を、図３、図４及び図５を用いて説明する。本実施例の原子炉の冷却方法は、冷却材として水を使用する原子力発電プラントに適用される。
【００４２】
本実施例の原子炉の冷却方法に用いられる原子炉冷却装置４４Ａを、図３を用いて説明する。原子炉冷却装置４４Ａは、実施例１で用いられる原子炉冷却装置４４において、凝縮水注入装置を変更している。原子炉冷却装置４４Ａの他の構成は原子炉冷却装置４４と同じである。本実施例で用いられる凝縮水注入装置は、原子炉冷却装置４４における凝縮水注入装置１３以外に凝縮水注入装置１３Ａを有している。凝縮水注入装置１３Ａの構成は凝縮水注入装置１３と同じであり、本実施例は実質的に凝縮水注入装置１３を２系統有している。凝縮水注入装置１３は３系統以上設けても良い。
【００４３】
凝縮水注入装置１３Ａは、耐圧容器１４Ａ、弁１６Ａを設けた配管８Ａおよび弁４２Ａ（図示せず）を設けた配管４１Ａを有する。弁１６Ａおよび４２Ａは、弁１６および４２と同様に、原子炉の通常運転時において水密性を保つために、それぞれ２個設けられ、電動弁である。弁１５Ａが設けられた配管２２Ａが、耐圧容器１４Ａと切替弁３３を接続する。上限の水位を検出するレベルスイッチ１７Ａ及び下限の水位を検出するレベルスイッチ１８Ａが、耐圧容器１４Ａに設けられる。配管８Ａは耐圧容器１４Ａの底部に接続されて原子炉圧力容器１に接続される。配管４１Ａも耐圧容器１４Ａの底部に接続されて原子炉圧力容器１に接続される。配管４１Ａの原子炉圧力容器１への接続位置は、配管８Ａの原子炉圧力容器１への接続位置よりも高くなっている。耐圧容器１４Ａは、配管４１Ａの原子炉圧力容器１への接続位置よりも高い位置に配置される。耐圧容器１４Ａは、高さ方向において、原子炉圧力容器１内に配置された炉心２より上方に配置される。熱交換器３は耐圧容器１４Ａよりも上方に配置される。
【００４４】
三方弁である切替弁３３が弁１５の上流で配管２２に設けられる。配管２２Ａが切替弁３３に接続される。
【００４５】
本実施例の原子炉の冷却方法は、凝縮水注入装置１３及び凝縮水注入装置１３Ａを備えた原子炉冷却装置４４Ａを用いているので、原子炉圧力容器１内に凝縮水を連続して供給することができる。このような本実施例の原子炉の冷却方法を、図３に示された原子炉冷却装置４４Ａ、図４及び図５に示された処理手順に基づいて、具体的に説明する。図４及び図５に示された処理手順における各弁の操作は、制御装置４３で実行される。なお、凝縮水注入装置１３をＡ系と称し、凝縮水注入装置１３ＡをＢ系と称する。
【００４６】
制御装置４３は、切替弁３３、凝縮水注入装置１３の弁１５，１６，４２、および凝縮水注入装置１３Ａの弁１５Ａ，１６Ａ，４２Ａを初期状態に制御する（ステップＳ１）。沸騰水型原子炉の通常運転時または熱交換器３によって原子炉圧力容器１から排出される水蒸気を凝縮させる前の初期状態では、切替弁３３が熱交換器３とＡ系の耐圧容器１４を連絡するように開いている。このとき、熱交換器３とＢ系の耐圧容器１４Ａは切替弁３３によって連絡されていない。Ａ系では、耐圧容器１４内の水位に基づいて、レベルスイッチ１７からＯＦＦ信号が出力され、レベルスイッチ１８からＯＮ信号が出力される。制御装置４３は、レベルスイッチ１７からＯＦＦ信号に基づいてＡ系の弁１５を開いた状態にし、レベルスイッチ１８からＯＮ信号に基づいてＡ系の弁１６，４２を閉じた状態にする。また、制御装置４３は、レベルスイッチ１７ＡからＯＦＦ信号に基づいてＢ系の弁１５Ａを開いた状態にし、レベルスイッチ１８ＡからＯＮ信号に基づいてＢ系の弁１６Ａ，４２Ａを閉じた状態にする。Ａ系の耐圧容器１４及びＢ系の耐圧容器１４Ａのそれぞれの内圧は、ともに、原子炉圧力容器１の内圧よりも低くなっている。
【００４７】
Ａ系のレベルスイッチ１８からのＯＦＦ信号を入力する（ステップＳ２）。原子炉圧力容器１から熱交換器３内に水蒸気が供給され、前述したように、熱交換器３内で水蒸気が凝縮されて凝縮水が生成される。この凝縮水が、配管２２及び弁１５を通してＡ系の耐圧容器１４内に流入する。耐圧容器１４内の凝縮水の液面が上昇し、耐圧容器１４内の水位が下限の水位よりも上昇する。このため、耐圧容器１４内の水位を検出するＡ系のレベルスイッチ１８がＯＦＦ信号を出力し、制御装置４３はこのＯＦＦ信号を入力する。弁１５，１６，４２，１５Ａ，１６Ａ，４２Ａのそれぞれは、ステップＳ１での初期状態と同じ状態になっている。
【００４８】
Ａ系の各弁及び切替弁３３を制御する（ステップＳ３）。熱交換器３で生成された凝縮水のＡ系の耐圧容器１４内への供給が継続され、その耐圧容器１４内の水位が、レベルスイッチ１７が検出する上限の水まで上昇したとき、レベルスイッチ１７がＯＮ信号を出力する。制御装置４３は、このＯＮ信号を入力し、このＯＮ信号に基づいて、Ａ系において、弁１５を閉じて弁１６，４２を開き、さらに、切替弁３３を、熱交換器３とＢ系の耐圧容器１４Ａを連絡するように開く。Ａ系において、弁１５を閉じて弁１６，４２を開くので、実施例１と同様に、Ａ系の耐圧容器１４の内圧が原子炉圧力容器１の内圧と等しくなり、Ａ系の耐圧容器１４内の凝縮水が重力により少なくとも、配管８または配管４１のいずれかを通って原子炉圧力容器１内に供給される。さらに、切替弁３３の操作によって、熱交換器３とＢ系の耐圧容器１４Ａが連絡されるため、燃料交換器３内で生成された凝縮水が、配管２２，２２Ａを通って耐圧容器１４Ａ内に供給される。
【００４９】
Ｂ系のレベルスイッチ１８ＡからのＯＦＦ信号を入力し、Ａ系のレベルスイッチ１７からのＯＦＦ信号を入力する（ステップＳ４）。凝縮水の供給によりＢ系の耐圧容器１４Ａ内の凝縮水の液面が上昇し、耐圧容器１４Ａ内の水位が下限の水位よりも上昇する。このため、耐圧容器１４Ａ内の水位を検出するＢ系のレベルスイッチ１８ＡがＯＦＦ信号を出力し、制御装置４３はこのＯＦＦ信号を入力する。Ａ系の耐圧容器１４内の水位が凝縮液の排出により低下するため、制御装置４３はＡ系のレベルスイッチ１７からのＯＦＦ信号を入力する。弁１５，１６，４２，１５Ａ，１６Ａ，４２Ａのそれぞれは、ステップＳ３における状態と同じ状態になっている。制御装置４３がスイッチ１８Ａから出力されたＯＦＦ信号を入力しているとき、Ａ系のレベルスイッチ１８がＯＦＦ信号を出力している間では、Ａ系の耐圧容器１４内の凝縮水が原子炉圧力容器１内に供給される。
【００５０】
Ａ系及びＢ系の各弁及び切替弁３３を制御する（ステップＳ５）。熱交換器３で生成された凝縮水のＢ系の耐圧容器１４Ａ内への供給が継続され、その耐圧容器１４Ａ内の水位が、レベルスイッチ１７Ａが検出する上限の水まで上昇したとき、レベルスイッチ１７ＡがＯＮ信号を出力する。制御装置４３は、このＯＮ信号を入力し、このＯＮ信号に基づいて、Ｂ系において、弁１５Ａを閉じて弁１６Ａ，４２Ａを開き、さらに、切替弁３３を、熱交換器３とＡ系の耐圧容器１４を連絡するように開く。また、制御装置４３は、レベルスイッチ１７Ａから出力されたＯＮ信号に基づいてＡ系の弁１５を開いて弁１６，４２を閉じる。Ｂ系において、弁１５Ａを閉じて弁１６Ａ，４２Ａを開くので、Ｂ系の耐圧容器１４Ａの内圧が原子炉圧力容器１の内圧と等しくなり、耐圧容器１４Ａ内の凝縮水が重力により少なくとも、配管８Ａまたは配管４１Ａのいずれかを通って原子炉圧力容器１内に供給される。Ａ系においても、弁１５が開いて弁１６，４２が閉じられる。さらに、切替弁３３の操作によって、熱交換器３とＡ系の耐圧容器１４が連絡されるため、燃料交換器３内で生成された凝縮水が、配管２２を通って耐圧容器１４内に供給される。
【００５１】
Ａ系のレベルスイッチ１８からのＯＦＦ信号を入力し、Ｂ系のレベルスイッチ１７ＡからのＯＦＦ信号を入力する（ステップＳ６）。凝縮水の供給によりＡ系の耐圧容器１４内の凝縮水の液面が上昇し、耐圧容器１４内の水位が下限の水位よりも上昇する。このため、耐圧容器１４内の水位を検出するＡ系のレベルスイッチ１８がＯＦＦ信号を出力し、制御装置４３はこのＯＦＦ信号を入力する。Ｂ系の耐圧容器１４Ａ内の水位が凝縮液の排出により低下するため、制御装置４３はＢ系のレベルスイッチ１７ＡからのＯＦＦ信号を入力する。弁１５，１６，４２，１５Ａ，１６Ａ，４２Ａのそれぞれは、ステップＳ５における状態と同じ状態になっている。制御装置４３がスイッチ１８から出力されたＯＦＦ信号を入力しているとき、Ｂ系のレベルスイッチ１８ＡがＯＦＦ信号を出力している間では、Ｂ系の耐圧容器１４Ａ内の凝縮水が原子炉圧力容器１内に供給される。
【００５２】
ステップＳ６以降では、ステップＳ３からステップＳ６の各処理が繰り返して実行され、熱交換器３での水蒸気の凝縮および原子炉圧力容器１内への凝縮水の供給が継続して行われる。
【００５３】
本実施例は、実施例１で生じる各効果を得ることができる。さらに、本実施例は、複数の凝縮水注入装置が並列に設けられるので、原子炉圧力容器１から熱交換器３に導かれる水蒸気の凝縮、及び原子炉圧力容器１への凝縮水の供給を継続して行うことができる。このため、本実施例は、実施例１に比べて、原子炉圧力容器１内の冷却水の冷却効率を向上させることができる。
【００５４】
また、原子炉圧力容器１内の水蒸気から生成される凝縮水の割合を増加させるためには、複数の熱交換器３を直列に接続して、第一の熱交換器３で水蒸気を凝縮した後に第１の熱交換器３内に残存する水蒸気を、第１の熱交換器３に接続された第二の熱交換器３で凝縮することが望ましい。
【実施例３】
【００５５】
本発明の他の実施例である実施例３の原子炉の冷却方法を、図６を用いて説明する。本実施例の原子炉の冷却方法は、冷却材として水を使用する原子力発電プラントに適用される。
【００５６】
本実施例の原子炉の冷却方法に用いられる原子炉冷却装置４４Ｂを、図６を用いて説明する。原子炉冷却装置４４Ｂは、実施例１で用いられる原子炉冷却装置４４において、ヒートパイプ２３を構成するチューブ２５に冷媒供給装置２８および気体排出装置２９を接続した構成を有する。ヒートパイプ２３を構成するチューブ２５は、内部を気体排出装置２９により排気した後で揮発性の冷媒を充填しており、圧力計２６が設けられる。原子炉冷却装置４４Ｂの他の構成は原子炉冷却装置４４と同じである。
【００５７】
気体排出装置２９は、真空ポンプ３６、コネクタ３７及び配管４５を有する。弁２７及び３７が設けられた配管４５がチューブ２５に接続される。真空ポンプ３６がコネクタ３７によって配管４５に接続される。真空ポンプ３６は、常時設置されている必要はなく、メンテナンスの際に、コネクタ３７によって配管４５に接続される。冷媒供給装置２８は弁３５を設けた冷媒容器３８を有する。冷媒容器３８は、弁２７と弁３７の間で配管４５に接続される。気体排出装置２９によりチューブ２５の内部を排気した後で、弁２７と弁３７を閉、弁３５を開として揮発性の冷媒（例えば、水）を充填した後に、弁３５を閉とし、その後、弁２７を開とすることで、揮発性の冷媒（例えば、水）をチューブ２５内に充填する。
【００５８】
ヒートパイプ２３による熱伝導においては、内部が真空のチューブ２５内に封入した揮発性の冷媒の蒸発と凝縮を利用して熱量を輸送する。このため、ヒートパイプ２３に高い熱伝導性能を与え、これを維持するには、定期的にチューブ２５内を揮発性の冷媒（例えば、水）のみの状態に維持すること(メンテナンス）が必要である。通常、弁２７、弁３５及び弁３７は閉じられており、チューブ２５内の圧力を設定圧力に保持している。メンテナンスの際には、チューブ２５内の気体を排出するため、コネクタ３７に真空ポンプ３６を接続する。弁２７及び３７を開いて真空ポンプ３６を駆動することによって、チューブ２５内の気体を、配管４５を通して外部に排気する。気体の排気後、弁３４を閉じ、真空ポンプを配管４５から取り外す。その後、弁２７と弁３７を閉、弁３５を開として揮発性の冷媒（例えば、水）を充填し、その後、弁３５を閉、弁２７を開とすることで、揮発性の冷媒（例えば、水）をチューブ２５内に注入する。圧力計で計測されたチューブ２５内の圧力が設定圧力になったとき、チューブ２５内への揮発性冷媒の注入を終了し、弁２７を閉じることで、設定圧力を維持する。
【００５９】
原子炉冷却装置４４Ｂを用いた本実施例の原子炉の冷却方法における原子炉圧力容器１内の水蒸気の凝縮および凝縮水の注入は、実施例１と同様に実行される。
【００６０】
本実施例は、実施例１で生じる各効果を得ることができる。本実施例は、ヒートパイプ２３内の気体を排気して新たな揮発性冷媒をヒートパイプ２３内に注入するので、ヒートパイプ２３の熱伝導性能が向上し、原子炉圧力容器１から熱交換器３に供給される水蒸気の凝縮効率を高めることができる。
【００６１】
原子炉冷却装置４４Ｂの圧力計２６、冷媒供給装置２８および気体排出装置２９を、実施例２で用いる原子炉冷却装置４４Ａに設けても良い。
【符号の説明】
【００６２】
１…原子炉圧力容器、２…炉心、３…熱交換器、６…主蒸気配管、７…安全弁、８，８Ａ，２０，２１，２２，２２Ａ，４１，４１Ａ…配管、１０…原子炉格納容器、１１…圧力抑制室、１２…主蒸気逃がし安全弁、１３，１３Ａ…凝縮水注入装置、１４，１４Ａ…耐圧容器、１５，１５Ａ，１６，１６Ａ，２７，３４，４２，４２Ａ…弁、１７，１８…レベルスイッチ、２３…ヒートパイプ、２４…放熱板、２５…チューブ、２８…冷媒供給装置、２９…気体排出装置、３２…原子炉建屋、３３…切替弁、３６…真空ポンプ、３８…冷媒容器、４０…圧力抑制プール。
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉圧力容器内の炉心の上端よりも上方に配置された、凝縮水注入装置の耐圧容器よりも上方に配置された熱交換器に、原子炉圧力容器内の蒸気を供給し、
この蒸気を前記熱交換器に設けられたヒートパイプにより凝縮させて凝縮水を生成し、
生成された凝縮水を重力により前記熱交換器から前記耐圧容器内に導いて前記耐圧容器内に蓄え、
前記耐圧容器内の前記凝縮水を、重力を利用して前記原子炉圧力容器内に供給することを特徴とする原子炉の冷却方法。
【請求項２】
第１弁が設けられて前記凝縮水を導く第１配管により前記耐圧容器が前記熱交換器に接続され、第２弁が設けられて前記凝縮水を導く第２配管により前記耐圧容器が前記原子炉圧力容器に接続された前記凝縮水注入装置を用い、
前記耐圧容器内の前記凝縮水の前記原子炉圧力容器への供給は、前記耐圧容器内の前記凝縮水の水位が設定水位まで上昇したとき、前記第２弁を開いて前記耐圧容器内の前記凝縮水を前記原子炉圧力容器に導くことによって行われる請求項１に記載の原子炉の冷却方法。
【請求項３】
前記耐圧容器内の前記凝縮水の前記原子炉圧力容器への供給は、前記耐圧容器の内圧が前記原子炉圧力容器の内圧と同じになったときに、前記耐圧容器内の前記凝縮水が前記原子炉圧力容器内に排出されることによって行われる請求項１または２に記載の原子炉の冷却方法。
【請求項４】
前記ヒートポンプ内の気体を前記ヒートポンプの外部に排気し、その後、前記ヒートポンプ内に冷媒を注入する請求項１ないし３のいずれか１項に記載の原子炉の冷却方法。
【請求項５】
前記耐圧容器内の前記凝縮水の水位が上限の第１設定水位まで上昇したとき、前記第１弁を閉じて前記第２弁を開いて前記耐圧容器内の前記凝縮水を前記原子炉圧力容器内に供給し、
前記耐圧容器内の前記凝縮水の水位が下限の第２設定水位まで低下したとき、前記第１弁を開いて前記熱交換器から前記凝縮水を前記耐圧容器に供給して前記第２弁を閉じて前記耐圧容器内の前記凝縮水の前記原子炉圧力容器への供給を停止する請求項１ないし４のいずれか１項に記載の原子炉の冷却方法。
【請求項６】
第１および第２の前記凝縮水注入装置を用い、
前記耐圧容器内の前記凝縮水の前記原子炉圧力容器への供給は、前記第１凝縮水注入装置の前記耐圧容器内の前記凝縮水の水位が設定水位まで上昇したときに前記第２凝縮水注入装置の前記第２弁を閉じて前記第１凝縮水注入装置の前記第２弁を開いて行い、前記第２凝縮水注入装置の前記耐圧容器内の前記凝縮水の水位が前記設定水位まで上昇したときに前記第１凝縮水注入装置の前記第２弁を閉じて前記第２凝縮水注入装置の前記第２弁を開いて行う請求項２に記載の原子炉の冷却方法。
【請求項７】
前記第１凝縮水注入装置の前記耐圧容器内の前記凝縮水の前記原子炉圧力容器への供給は、前記第１凝縮水注入装置の前記耐圧容器の内圧が前記原子炉圧力容器の内圧と同じになったときに、前記第１凝縮水注入装置の前記耐圧容器内の前記凝縮水が前記原子炉圧力容器内に排出されることによって行われ、
前記第２凝縮水注入装置の前記耐圧容器内の前記凝縮水の前記原子炉圧力容器への供給は、前記第２凝縮水注入装置の前記耐圧容器の内圧が前記原子炉圧力容器の内圧と同じになったときに、前記第２凝縮水注入装置の前記耐圧容器内の前記凝縮水が前記原子炉圧力容器内に排出されることによって行われる請求項６に記載の原子炉の冷却方法。
【請求項８】
前記第１凝縮水注入装置の前記耐圧容器内の前記凝縮水の水位が上限の第１設定水位まで上昇したとき、前記第１凝縮水注入装置において前記第１弁を閉じて前記第２弁を開いて前記耐圧容器内の前記凝縮水を前記原子炉圧力容器内に供給し、
前記第１凝縮水注入装置の前記耐圧容器内の前記凝縮水の水位が下限の第２設定水位まで低下したとき、前記第１凝縮水注入装置において前記第１弁を開いて前記熱交換器から前記凝縮水を前記耐圧容器に供給して前記第２弁を閉じて前記耐圧容器内の前記凝縮水の前記原子炉圧力容器への供給を停止し、
前記第２凝縮水注入装置の前記耐圧容器内の前記凝縮水の水位が上限の第１設定水位まで上昇したとき、前記第２凝縮水注入装置において前記第１弁を閉じて前記第２弁を開いて前記耐圧容器内の前記凝縮水を前記原子炉圧力容器内に供給し、
前記第２凝縮水注入装置の前記耐圧容器内の前記凝縮水の水位が下限の第２設定水位まで低下したとき、前記第２凝縮水注入装置において前記第１弁を開いて前記熱交換器から前記凝縮水を前記耐圧容器に供給して前記第２弁を閉じて前記耐圧容器内の前記凝縮水の前記原子炉圧力容器への供給を停止する請求項６に記載の原子炉の冷却方法。
【請求項９】
原子圧力容器の外側で前記原子炉圧力容器を取り囲む原子炉格納容器の内側で前記原子炉圧力容器内の炉心の上端よりも上方に配置されて凝縮水を蓄える耐圧容器、及び前記耐圧容器と前記原子炉圧力容器を接続して前記凝縮水を導く第１配管を有する凝縮水注入装置と、
前記耐圧容器よりも上方に配置されて前記原子炉圧力容器から供給される蒸気を凝縮するヒートパイプが内部に設けられ、前記蒸気の凝縮により生成された前記凝縮水を導く第２配管によって前記耐圧容器に接続される熱交換器とを備えたことを特徴とする原子炉冷却装置。
【請求項１０】
前記凝縮水注入装置が、前記熱交換器および前記耐圧容器に接続されて第１弁が設けられ、前記凝縮水を導く第１配管と、前記耐圧容器および前記原子炉圧力容器に接続されて第２弁が設けられ、前記凝縮水を導く第２配管とを有し、
水位検出器が前記耐圧容器に設けられ、
前記水位検出器が、前記耐圧容器内の前記凝縮水の水位が設定水位になったことを検出したとき、前記第２弁を開く制御装置を備えた請求項９に記載の原子炉冷却装置。
【請求項１１】
前記原子力圧力容器に接続される、第３弁が設けられた第３配管が、前記耐圧容器に接続され、
前記水位検出器が、前記耐圧容器内の前記凝縮水の水位が前記設定水位になったことを検出したとき、前記第３弁を開く前記制御装置を備えた請求項１０に記載の原子炉冷却装置。
【請求項１２】
第１水位検出器及び第２水位検出器を前記耐圧容器に設け、
前記凝縮水注入装置が、前記熱交換器および前記耐圧容器に接続されて第１弁が設けられ、前記凝縮水を導く第１配管と、前記耐圧容器および前記原子炉圧力容器に接続されて第２弁が設けられ、前記凝縮水を導く第２配管と、前記原子力圧力容器および前記耐圧容器に接続され、第３弁が設けられた第３配管とを有し、
前記耐圧容器内の前記凝縮水の水位が上限の第１設定水位まで上昇したことを前記第１水位検出器が検出したときに、前記第１弁を閉じて前記第２弁および第３弁を開き、前記耐圧容器内の前記凝縮水の水位が下限の第２設定水位まで低下したことを前記第２水検出器が検出したときに、前記第１弁を開いて前記第２弁および前記第３弁を閉じる制御装置を備えた請求項９に記載の原子炉冷却装置。
【請求項１３】
前記ヒートポンプに接続され、前記ヒートポンプ内の気体を排出する気体排出装置と、前記ヒートポンプ内に冷媒を注入する冷媒供給装置とを備えた請求項９ないし１２のいずれか１項に記載の原子炉冷却装置。
【請求項１】
原子炉圧力容器内の炉心の上端よりも上方に配置された、凝縮水注入装置の耐圧容器よりも上方に配置された熱交換器に、原子炉圧力容器内の蒸気を供給し、
この蒸気を前記熱交換器に設けられたヒートパイプにより凝縮させて凝縮水を生成し、
生成された凝縮水を重力により前記熱交換器から前記耐圧容器内に導いて前記耐圧容器内に蓄え、
前記耐圧容器内の前記凝縮水を、重力を利用して前記原子炉圧力容器内に供給することを特徴とする原子炉の冷却方法。
【請求項２】
第１弁が設けられて前記凝縮水を導く第１配管により前記耐圧容器が前記熱交換器に接続され、第２弁が設けられて前記凝縮水を導く第２配管により前記耐圧容器が前記原子炉圧力容器に接続された前記凝縮水注入装置を用い、
前記耐圧容器内の前記凝縮水の前記原子炉圧力容器への供給は、前記耐圧容器内の前記凝縮水の水位が設定水位まで上昇したとき、前記第２弁を開いて前記耐圧容器内の前記凝縮水を前記原子炉圧力容器に導くことによって行われる請求項１に記載の原子炉の冷却方法。
【請求項３】
前記耐圧容器内の前記凝縮水の前記原子炉圧力容器への供給は、前記耐圧容器の内圧が前記原子炉圧力容器の内圧と同じになったときに、前記耐圧容器内の前記凝縮水が前記原子炉圧力容器内に排出されることによって行われる請求項１または２に記載の原子炉の冷却方法。
【請求項４】
前記ヒートポンプ内の気体を前記ヒートポンプの外部に排気し、その後、前記ヒートポンプ内に冷媒を注入する請求項１ないし３のいずれか１項に記載の原子炉の冷却方法。
【請求項５】
前記耐圧容器内の前記凝縮水の水位が上限の第１設定水位まで上昇したとき、前記第１弁を閉じて前記第２弁を開いて前記耐圧容器内の前記凝縮水を前記原子炉圧力容器内に供給し、
前記耐圧容器内の前記凝縮水の水位が下限の第２設定水位まで低下したとき、前記第１弁を開いて前記熱交換器から前記凝縮水を前記耐圧容器に供給して前記第２弁を閉じて前記耐圧容器内の前記凝縮水の前記原子炉圧力容器への供給を停止する請求項１ないし４のいずれか１項に記載の原子炉の冷却方法。
【請求項６】
第１および第２の前記凝縮水注入装置を用い、
前記耐圧容器内の前記凝縮水の前記原子炉圧力容器への供給は、前記第１凝縮水注入装置の前記耐圧容器内の前記凝縮水の水位が設定水位まで上昇したときに前記第２凝縮水注入装置の前記第２弁を閉じて前記第１凝縮水注入装置の前記第２弁を開いて行い、前記第２凝縮水注入装置の前記耐圧容器内の前記凝縮水の水位が前記設定水位まで上昇したときに前記第１凝縮水注入装置の前記第２弁を閉じて前記第２凝縮水注入装置の前記第２弁を開いて行う請求項２に記載の原子炉の冷却方法。
【請求項７】
前記第１凝縮水注入装置の前記耐圧容器内の前記凝縮水の前記原子炉圧力容器への供給は、前記第１凝縮水注入装置の前記耐圧容器の内圧が前記原子炉圧力容器の内圧と同じになったときに、前記第１凝縮水注入装置の前記耐圧容器内の前記凝縮水が前記原子炉圧力容器内に排出されることによって行われ、
前記第２凝縮水注入装置の前記耐圧容器内の前記凝縮水の前記原子炉圧力容器への供給は、前記第２凝縮水注入装置の前記耐圧容器の内圧が前記原子炉圧力容器の内圧と同じになったときに、前記第２凝縮水注入装置の前記耐圧容器内の前記凝縮水が前記原子炉圧力容器内に排出されることによって行われる請求項６に記載の原子炉の冷却方法。
【請求項８】
前記第１凝縮水注入装置の前記耐圧容器内の前記凝縮水の水位が上限の第１設定水位まで上昇したとき、前記第１凝縮水注入装置において前記第１弁を閉じて前記第２弁を開いて前記耐圧容器内の前記凝縮水を前記原子炉圧力容器内に供給し、
前記第１凝縮水注入装置の前記耐圧容器内の前記凝縮水の水位が下限の第２設定水位まで低下したとき、前記第１凝縮水注入装置において前記第１弁を開いて前記熱交換器から前記凝縮水を前記耐圧容器に供給して前記第２弁を閉じて前記耐圧容器内の前記凝縮水の前記原子炉圧力容器への供給を停止し、
前記第２凝縮水注入装置の前記耐圧容器内の前記凝縮水の水位が上限の第１設定水位まで上昇したとき、前記第２凝縮水注入装置において前記第１弁を閉じて前記第２弁を開いて前記耐圧容器内の前記凝縮水を前記原子炉圧力容器内に供給し、
前記第２凝縮水注入装置の前記耐圧容器内の前記凝縮水の水位が下限の第２設定水位まで低下したとき、前記第２凝縮水注入装置において前記第１弁を開いて前記熱交換器から前記凝縮水を前記耐圧容器に供給して前記第２弁を閉じて前記耐圧容器内の前記凝縮水の前記原子炉圧力容器への供給を停止する請求項６に記載の原子炉の冷却方法。
【請求項９】
原子圧力容器の外側で前記原子炉圧力容器を取り囲む原子炉格納容器の内側で前記原子炉圧力容器内の炉心の上端よりも上方に配置されて凝縮水を蓄える耐圧容器、及び前記耐圧容器と前記原子炉圧力容器を接続して前記凝縮水を導く第１配管を有する凝縮水注入装置と、
前記耐圧容器よりも上方に配置されて前記原子炉圧力容器から供給される蒸気を凝縮するヒートパイプが内部に設けられ、前記蒸気の凝縮により生成された前記凝縮水を導く第２配管によって前記耐圧容器に接続される熱交換器とを備えたことを特徴とする原子炉冷却装置。
【請求項１０】
前記凝縮水注入装置が、前記熱交換器および前記耐圧容器に接続されて第１弁が設けられ、前記凝縮水を導く第１配管と、前記耐圧容器および前記原子炉圧力容器に接続されて第２弁が設けられ、前記凝縮水を導く第２配管とを有し、
水位検出器が前記耐圧容器に設けられ、
前記水位検出器が、前記耐圧容器内の前記凝縮水の水位が設定水位になったことを検出したとき、前記第２弁を開く制御装置を備えた請求項９に記載の原子炉冷却装置。
【請求項１１】
前記原子力圧力容器に接続される、第３弁が設けられた第３配管が、前記耐圧容器に接続され、
前記水位検出器が、前記耐圧容器内の前記凝縮水の水位が前記設定水位になったことを検出したとき、前記第３弁を開く前記制御装置を備えた請求項１０に記載の原子炉冷却装置。
【請求項１２】
第１水位検出器及び第２水位検出器を前記耐圧容器に設け、
前記凝縮水注入装置が、前記熱交換器および前記耐圧容器に接続されて第１弁が設けられ、前記凝縮水を導く第１配管と、前記耐圧容器および前記原子炉圧力容器に接続されて第２弁が設けられ、前記凝縮水を導く第２配管と、前記原子力圧力容器および前記耐圧容器に接続され、第３弁が設けられた第３配管とを有し、
前記耐圧容器内の前記凝縮水の水位が上限の第１設定水位まで上昇したことを前記第１水位検出器が検出したときに、前記第１弁を閉じて前記第２弁および第３弁を開き、前記耐圧容器内の前記凝縮水の水位が下限の第２設定水位まで低下したことを前記第２水検出器が検出したときに、前記第１弁を開いて前記第２弁および前記第３弁を閉じる制御装置を備えた請求項９に記載の原子炉冷却装置。
【請求項１３】
前記ヒートポンプに接続され、前記ヒートポンプ内の気体を排出する気体排出装置と、前記ヒートポンプ内に冷媒を注入する冷媒供給装置とを備えた請求項９ないし１２のいずれか１項に記載の原子炉冷却装置。
【図１】
【図２】
【図３】
【図４】
【図５】
【図６】
【図２】
【図３】
【図４】
【図５】
【図６】
【公開番号】特開２０１２−２３３７１１（Ｐ２０１２−２３３７１１Ａ）
【公開日】平成２４年１１月２９日（２０１２．１１．２９）
【国際特許分類】
【出願番号】特願２０１１−１００５４３（Ｐ２０１１−１００５４３）
【出願日】平成２３年４月２８日（２０１１．４．２８）
【出願人】（５０７２５０４２７）日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社 (858)
【公開日】平成２４年１１月２９日（２０１２．１１．２９）
【国際特許分類】
【出願日】平成２３年４月２８日（２０１１．４．２８）
【出願人】（５０７２５０４２７）日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社 (858)
[ Back to top ]