原子炉冷却システム
【課題】電源無しに動作する原子炉冷却システムにおいて、同一の水量での動作時間を延長すること。
【解決手段】原子炉圧力容器１から蒸気を抜き取る蒸気供給配管２と、原子炉格納容器３の外部に設置された第１チャンバ２１と、第１チャンバ内に設置された第１熱交換器４と、第１チャンバの下方に設置され冷却水が貯蔵される第２チャンバ２２と、第２チャンバ内に設置された第２熱交換器５と、第１チャンバと第２チャンバを連通するための連通孔９と、第２熱交換器５で凝縮した水を原子炉圧力容器内に戻すための水戻し配管７を備える。
【解決手段】原子炉圧力容器１から蒸気を抜き取る蒸気供給配管２と、原子炉格納容器３の外部に設置された第１チャンバ２１と、第１チャンバ内に設置された第１熱交換器４と、第１チャンバの下方に設置され冷却水が貯蔵される第２チャンバ２２と、第２チャンバ内に設置された第２熱交換器５と、第１チャンバと第２チャンバを連通するための連通孔９と、第２熱交換器５で凝縮した水を原子炉圧力容器内に戻すための水戻し配管７を備える。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は原子力発電プラントに用いられる原子炉冷却システムに関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力発電システム（例えば、沸騰水型軽水炉（Boiling Water Reactor（以下、ＢＷＲと称す））は、原子炉停止後も炉心の崩壊熱を除去して原子炉を冷却する必要がある。通常は、原子炉圧力容器から一部の水を抜き取り、それを海水と熱交換する熱交換器を通して冷却して原子炉圧力容器に戻すことで、崩壊熱を除去している。この種の原子炉冷却システムは、原子炉からの水の抜き取りおよび冷却用の海水の汲み上げに電動ポンプを使用しているため、システムの動作には電気が必要である。また、非常用の原子炉冷却システムとしては、原子炉の冷却水を熱交換器に引き込み、電動のファンで空気を送ることで冷却するものが特開２０１０−２５６３２２号公報に開示されている。このシステムも電動ファンを使用しているためシステムの動作に電気が必要である。したがって、原子炉への外部からの送電が止まるような異常事象発生時には、原子炉に設置された非常用発電機が起動して、原子炉冷却システムを運転するようになっている。
【０００３】
この点を鑑みて、原子炉への外部からの送電が止まったときにも電源無しに原子炉の冷却が可能なシステムとして、例えば特開昭６２−１８２６９７号公報に記載されている非常用復水器が提案されている。非常用復水器は、原子炉圧力容器から蒸気を抜き取り、プール水中に設置した伝熱管を通すことで蒸気を凝縮させ、凝縮水を原子炉圧力容器に戻すシステムである。非常用復水器は、凝縮した水の重さ（水頭）を駆動力として動作するため、電源無しに動作することが可能である。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００４】
【特許文献１】特開２０１０−２５６３２２号公報
【特許文献２】特開昭６２−１８２６９７号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
特開昭６２−１８２６９７号公報に記載されている非常用復水器は、上述のように電気無しに動作可能であるが、その動作時間は冷却用のプール水量で制約される。炉心の崩壊熱は冷却用のプールで回収されるため、プール水は徐々に加熱され、プール水温が沸点に達した後、プール水は蒸発することになる。すなわち、プール水が蒸発して無くなった時点で非常用復水器は実質的に動作が停止してしまう。また、非常用復水器の冷却プールはその動作原理から、原子炉圧力容器よりも上部に設置する必要があり、耐震性、建設コストの観点から、プール水量は極力少ない方が良い。
【０００６】
なお、特開２０１０−２５６３２２号の公報に記載されている空気冷却式の冷却システムは、空気冷却による除熱量が一般的に小さいことから、十分な除熱量を確保するためには電動のファンなどで空気を循環させる必要がある。このようなシステムの動作には電源の確保が不可欠である。
【０００７】
本発明は、電源無しに動作する原子炉冷却システムにおいて、同一の水量での動作時間を延長することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【０００８】
本発明は、上記目的を達成するために、原子炉格納容器内の原子炉圧力容器から蒸気を抜き取るための蒸気供給配管と、前記原子炉格納容器の外部に設置された第１チャンバと、当該第１チャンバ内に設置され、前記蒸気供給配管内の蒸気を冷却するための第１熱交換器と、前記第１チャンバの下方に設置され、冷却水が貯蔵される第２チャンバと、当該第２チャンバ内に設置され、前記第１熱交換器で冷却された蒸気を冷却するための第２熱交換器と、前記第１チャンバと前記第２チャンバを連通するための連通孔と、前記第２熱交換器で凝縮した水を前記原子炉圧力容器内に戻すための水戻し配管とを備えるものとする。
【発明の効果】
【０００９】
本発明によれば、原子炉冷却システムにおける同一の水量での動作時間を延長することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１０】
【図１】本発明の第１の実施の形態に係る原子炉冷却システムの構成図。
【図２】従来の原子炉冷却システムの構成図。
【図３】本発明の第２の実施の形態に係る原子炉冷却システムの構成図。
【図４】本発明の第３の実施の形態に係る原子炉冷却システムの構成図。
【発明を実施するための形態】
【００１１】
発明者らは、電源無しに動作する原子炉冷却システム（非常用復水器）の動作時間を延長するには、空気冷却の熱交換器と水冷却の熱交換器を直列に接続し、原子炉圧力容器から抜き取った蒸気をまずは空気冷却の熱交換器で冷却した後、水冷却の熱交換器で冷却し、さらに水冷却の熱交換器を冷却するためのプール水（冷却水）が蒸発して発生した蒸気を利用して、空気冷却の熱交換器の除熱量を増加させれば良いとの結論に達した。これにより、水冷却の熱交換器での除熱量を減少できるため、プール水の蒸発量を減少でき、同一のプール水量条件での非常用復水器の動作時間を延長することができる。
【００１２】
以下、上記の検討結果を反映した本発明の実施の形態について図面を用いて説明する。
図１は本発明の第１の実施の形態に係る原子炉冷却システムの構成図である。この図に示す原子炉冷却システムは、原子力発電プラントに用いられるものであり、蒸気供給配管２と、空気冷却熱交換器（以下、第１熱交換器と称することがある）４と、第１熱交換器４を収納するためのチャンバ（以下、第１チャンバと称することがある）２１と、水冷却熱交換器（以下、第２熱交換器と称することがある）５と、第２熱交換器５を収納するためのチャンバ（以下、第２チャンバと称することがある）２２と、連通孔９と、水戻し配管７と、起動弁８を備えている。
【００１３】
蒸気供給配管２は、原子炉格納容器３内に設置された原子炉圧力容器１から蒸気を抜き取るため配管である。蒸気供給配管２における圧力容器１側の端部は、圧力容器１の上部に形成される蒸気領域に開口するように圧力容器１に接続されている。蒸気供給配管２における他方の端部は、原子炉格納容器３の壁面に設けた貫通部を介して第１熱交換器４に接続されている。なお、図１には示していないが、格納容器３における貫通部の前後には隔離弁が設置されており、これら隔離弁は通常時には閉じられている。
【００１４】
第１チャンバ２１は、原子炉格納容器３の外部に設置され大気開放された部屋である。第１チャンバ２１の内部には第１熱交換器４が設置されている。なお、本実施の形態に係る第１チャンバ２１には、空気取込口１０と、煙突１１が取り付けられている。空気取込口１０は、第１チャンバ２１内に大気（外気）を取り込みやすくして第１熱交換器４による除熱性能を向上するためのものであり、第１チャンバ２１を構成する壁面のうち第１熱交換器４の周囲の少なくとも一部に設けることが好ましい。さらに、本実施の形態における空気取込口１０には、第１チャンバ２１内への雨水の浸入を防ぐ雨よけ設備として雨よけ板（ルーバー）１３が設けられている。雨よけ板１３以外の雨よけ設備としてはフェンスやフィルタ等がある。また、煙突１１は、煙突効果により第１チャンバ２１への大気流入を促進することで第１熱交換器４による除熱性能を向上するためのものであり、第１チャンバ２１を構成する壁面のうち上面（天井）に設けることが好ましい。なお、空気取込口１０、雨よけ設備１３及び煙突１１は省略可能である。
【００１５】
第１熱交換器（空気冷却熱交換器）４は、蒸気供給配管２を介して供給される蒸気と第１チャンバ２１内の空気を熱交換することで当該蒸気を冷却するためのものであり、第１チャンバ２１内に設置されている。なお、空気冷却式の熱交換器（第１熱交換器４）の伝熱性能は一般的に水冷却式の熱交換器（第２熱交換器５）よりも低いため、図１では第１熱交換器４の設置体数は第２熱交換器５よりも増加させた例を示している。第１熱交換器４と第２熱交換器５の設置体数や伝熱管本数などは、必要な除熱性能を考慮して任意に設定することができる。
【００１６】
第２チャンバ２２は、第１チャンバ２１の下方に隣接して設置された部屋であり、その内部にはプール水（冷却水）６が貯蔵されている。すなわち第２チャンバ２２は冷却プールとして機能する。また、第１チャンバ２１と第２チャンバ２２を区画する隔壁（すなわち、第１チャンバ２１の底面及び第２チャンバ２２の天井）には両者を連通するための連通孔９が設けられている。
【００１７】
第２熱交換器（水冷却熱交換器）５は、第１熱交換器４で冷却された蒸気（凝縮した場合には液水）とプール水６を熱交換することで当該蒸気（液水）を冷却するためのものであり、第２チャンバ２２内でプール水６の中に位置するように設置されている。本実施の形態における第２熱交換器５と第１熱交換器４は配管で接続されている。
【００１８】
連通孔９は、第２熱交換器５における熱交換で蒸発したプール水（蒸気）６を第２チャンバ２２から第１チャンバ２１内に放出するためのものであり、本実施の形態では第１熱交換器４の下方に位置するように設けられている。図１に示した例では、連通孔９は、第１熱交換器４と第２熱交換器５を略鉛直に接続する伝熱管の外周に位置するように設けられている。
【００１９】
水戻し配管７は、第２熱交換器５で冷却され凝縮した水を原子炉圧力容器１内に戻すための配管であり、第２熱交換器５と原子炉圧力容器１を接続している。水戻し配管７における圧力容器１側の端部は、圧力容器１内の水領域（例えば、炉心（図示せず）の位置の上部）に開口するように圧力容器１に接続することが好ましい。また、水戻し配管７は、蒸気供給配管２と同様に格納容器３の壁面に設けた貫通部を通過しており、当該貫通部の前後には隔離弁（図示せず）が設置されている。
【００２０】
起動弁（弁装置）８は、本実施の形態に係る原子炉冷却システムを起動するためのものであり、起動弁８を開くと圧力容器１内の蒸気が蒸気供給配管２内に導入される。なお、本実施の形態では、起動弁８を水戻し配管７に設置したが、蒸気供給配管２に設置しても良く、双方の配管２，７に設置しても良い。
【００２１】
上記のように構成される原子炉冷却システムにおいて、異常事象が発生する等した場合には、起動弁８を開放する。起動弁８を開放すると、水戻し配管７内と、第１熱交換器及び第２熱交換器５の伝熱管内に溜まった水は、自重により水戻し配管７を介して圧力容器１内に流入する。これにより、原子炉圧力容器１から蒸気供給配管２を介して第１熱交換器４および第２熱交換器５内に蒸気が流入する。
【００２２】
このように原子炉冷却システムをしばらく運転すると、第２チャンバ２２内のプール水６は、第２熱交換器５における熱交換によって徐々に温度を上昇し、やがて沸騰を開始する。このように第２チャンバ２２内で発生した蒸気は、連通孔９から第１チャンバ２１内に放出される。この蒸気は空気よりも軽いため、空気取込口１０から第１チャンバ２１内に流入する空気を巻き込んで上昇流となり、第１熱交換器４の周囲を流通しながら煙突１１へ向かう。
【００２３】
第１熱交換器４は、この上昇流を受けることで伝熱性能（冷却性能）が向上する。第２チャンバ２２からの蒸気と第１チャンバ２１内の空気の混合気体は、第１熱交換器４周囲を通ることで、さらに加熱され、第１熱交換器上部に設置された煙突１１を通ることで煙突効果により加速される。この効果により第１熱交換器４周辺における蒸気と空気の混合気体の流速が高まるので、第１熱交換器４の伝熱性能をさらに向上できる。なお、蒸気供給配管２を介して圧力容器１から抜き取った蒸気は、通常、大気圧より圧力が高く、大気圧下の飽和温度１００℃以上の温度であるため、第２チャンバ２２で発生した蒸気や沸点に達したプール水でも冷却可能である。
【００２４】
ここで、本実施の形態に係る原子炉冷却システムの効果の理解を容易にするために従来の原子炉冷却システム（非常用復水器）について説明する。図２は従来の原子炉冷却システムである非常用復水器の構成図である。なお、先の図面と同じ部分には同じ符号を付して説明は省略する。この図に示す原子炉冷却システムは、本実施の形態のような第１チャンバ２１及び第１熱交換器４等を備えていない。蒸気供給配管２はプール水６の中に設置された水冷却式の熱交換器５に直接接続されており、チャンバ２２の上部は大気開放されている。このように構成された原子炉冷却システムでは、チャンバ２２内のプール水６が蒸発して無くなった時点で熱交換器５の除熱性能（冷却性能）は著しく低下してしまい、原子炉冷却システムの動作は実質的に停止してしまう。なお、プール水６が無くなった後は、チャンバ２２内の空気の大気排出が抑制されるので、熱交換器５による空気冷却機能はあまり見込めない。
【００２５】
これに対して、本実施の形態に係る原子炉冷却システムは、圧力容器１内の蒸気を第１熱交換器４で冷却した後に第２熱交換器５で冷却しているので、第１熱交換器４での熱交換量分だけプール水６の蒸発を抑制することができる。これにより、図２に示した従来のシステムと同一の水量（プール水６の量）で比較した場合、原子炉冷却システムの動作時間を延長することができる。
【００２６】
図３は本発明の第２の実施の形態に係る原子炉冷却システムの構成図である。この図に示す原子炉冷却システムは、蒸気放出装置２５を備えている点で第１の実施の形態のものと異なる。
【００２７】
蒸気放出装置２５は、第２熱交換器５での熱交換により蒸発したプール水６（蒸気）を第２チャンバ２２内から第１チャンバ２１内に放出するためのものであり、第１チャンバ２１の底面（すなわち、第２チャンバ２２の天井）に取り付けられている。蒸気放出装置２５は、連通孔９ａと、放出孔９ｂと、ケーシング２４を備えている。
【００２８】
連通孔９ａは、第１チャンバ２１と第２チャンバ２２を区画する隔壁（第１チャンバ２１の底面）に設けられた貫通孔であり、当該隔壁に対して第１熱交換器４を正射影した像から横方向（水平方向）にずれた位置に設けられている。例えば、第１チャンバ２１が略直方体状に形成されている場合には、連通孔９ａは、第１チャンバ２１の底面における４隅のいずれかに設けることができる。なお、後述するように空気取込口１０から導入される大気と蒸気との混合を避けて第１熱交換器４の除熱性能を保持する観点からは、連通孔９ａと空気取込口１０の間に第１熱交換器４が位置するように連通孔９ａを配置することが好ましい。第２熱交換器５での熱交換で蒸発したプール水（蒸気）６は、第２チャンバ２２から連通孔９ａを介してケーシング２４内に導入される。
【００２９】
放出孔９ｂは、ケーシング２４の上部に設けられた開口部であり、ケーシング２４内の導入された蒸気はここから第１チャンバ２１内に放出される。放出孔９ｂは、放出孔９ｂから放出される蒸気が第１熱交換器４に直接当たらないように、第１チャンバ２１内における第１熱交換器４の設置位置から水平方向にずれた位置に設けられている。空気取込口１０から導入される大気と蒸気の混合を避ける観点からは、放出孔９ｂは、図２に示した例のように、第１熱交換器４から水平方向に離れた高い位置に設置することが好ましく、その開口面積は連通孔９ａのものより小さくすることが好ましい。また、図２の例におけるケーシング２４の鉛直方向における断面積は、連通孔９ａから放出孔９ｂに向かって徐々に小さくなっている。
【００３０】
本実施の形態のように構成した蒸気放出装置２５を介して第１チャンバ２１に蒸気を放出すると、第２チャンバ２２から放出される１００℃の蒸気を第１熱交換器４に直接接触させることなく、第１チャンバ２１内に導入することができる。これにより、空気取込口１０から取り込んだ相対的に低温の空気を主に第１熱交換器４に接触させることができるので、第１熱交換器４の除熱性能（冷却性能）を向上させることができる。そのため、蒸気供給配管２内の蒸気温度が比較的低い場合（例えば、原子炉停止時から長期間が経過して、原子炉圧力が比較的低くなっており、蒸気温度が大気圧の飽和温度に近い場合）にも、第１熱交換器４による除熱を継続できるという顕著な効果を奏する。なお、第２チャンバ２２からの蒸気を第１熱交換器４に直接接触させなくても、第１チャンバ２１内の空気と蒸気の温度差により第１チャンバ２１内に上昇流を発生することができる。したがって、本実施の形態によっても原子炉冷却システムの動作時間を延長することができる。
【００３１】
なお、本実施の形態では、空気取込口１０から導入される大気と蒸気の混合を積極的に避ける観点から蒸気放出装置２５を設けたが、例えば第１の実施の形態における連通孔９を図１に示した位置から水平方向にずらした場合にも第１熱交換器４に蒸気が接触する量が低減するので、上記と同様の効果を得ることができる。すなわち、蒸気放出装置２５を設けなくても、連通孔９の位置を変更するだけで本実施の形態が意図する効果を発揮することができる。
【００３２】
図４は本発明の第３の実施の形態に係る原子炉冷却システムの構成図である。この図に示す原子炉冷却システムは、空気取込配管１２を備えている点で第１の実施の形態のものと異なる。
【００３３】
空気取込配管１２は、略鉛直方向に延びる配管であり、第２チャンバ２２を第２チャンバ２２の外部に接続している。本実施の形態の空気取込配管１２における第２チャンバ２２外部側の端部（すなわち、空気取込配管１２の上端）は第１チャンバ２１内に開口している。また、空気取込配管１２の下端は、第２チャンバ２２内に開口しており、かつ、第２熱交換器５の上端よりも低い位置に設けられている。
【００３４】
第１及び第２の実施の形態に係る原子炉冷却システムにおいて、第２チャンバ２２内のプール水６の水位が第２熱交換器５の上端を下回ると、第２熱交換器５の除熱性能は徐々に減少してしまう。そして、第２チャンバ２２内のプール水６の水位が最終的に第２熱交換器５の下端を下回ると、蒸気の発生量が減少するので第１チャンバ２１内で上昇流を形成することが難しくなる。
【００３５】
これに対して、本実施の形態のように空気取込配管１２を設置し、その下端（出口）の高さを第２熱交換器５の上端より低い位置にしておけば、空気取込配管１２を介して第２チャンバ２２外部（本実施の形態では第１チャンバ２１内）の相対的に低温の空気を第２チャンバ２２内に導入することができ、当該空気によって第２熱交換器５内の蒸気を冷却することができる。また、第２熱交換器５で加熱された空気は、上昇流となって連通孔９を介して第１チャンバ２１に排出されるため、第１チャンバ２１内で上昇流を形成することができる。そして、当該上昇流によって第１熱交換器４を冷却することも可能である。
【００３６】
このように、本実施の形態によれば、プール水６の水位が第２熱交換器５の下端を下回った後でも第１熱交換器４及び第２熱交換器５の除熱性能をある程度維持できるので、原子炉圧力容器１内で発生した崩壊熱の少なくとも一部を除去することができる。
【００３７】
なお、ここでは、第１の実施の形態に係る原子炉冷却システムに空気取込配管１２を設置したものを第３の実施の形態として説明したが、第２の実施の形態に空気取込配管１２を設置しても上記と同様の効果が得られることは言うまでもない。
【００３８】
ところで、上記の各実施の形態では、沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）の例を示したが、本発明は加圧水型軽水炉（ＰＷＲ）における蒸気発生器にも適用可能である。この場合には、原子炉圧力容器からの加圧水を熱源とする蒸気発生器に蒸気供給配管２を接続し、当該蒸気供給配管２を介して蒸気発生器から蒸気を抜き取る構成とすれば良い。そして、第１チャンバ２１内に設置した第１熱交換器４及び第２チャンバ２２内に設置した第２熱交換器５を介して凝縮した水を蒸気発生器に還流すれば良い。
【符号の説明】
【００３９】
１…原子炉圧力容器、２…蒸気供給配管、３…原子炉格納容器、４…第１熱交換器、５…第２熱交換器、６…プール水（冷却水）、７…水戻し配管、８…起動弁、９…連通孔、１０…空気取込口、１１…煙突、１２…空気取込配管、１３…雨よけ板（雨よけ設備）、２１…第１チャンバ、２２…第２チャンバ、２４…ケーシング、２５…蒸気放出装置
【技術分野】
【０００１】
本発明は原子力発電プラントに用いられる原子炉冷却システムに関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力発電システム（例えば、沸騰水型軽水炉（Boiling Water Reactor（以下、ＢＷＲと称す））は、原子炉停止後も炉心の崩壊熱を除去して原子炉を冷却する必要がある。通常は、原子炉圧力容器から一部の水を抜き取り、それを海水と熱交換する熱交換器を通して冷却して原子炉圧力容器に戻すことで、崩壊熱を除去している。この種の原子炉冷却システムは、原子炉からの水の抜き取りおよび冷却用の海水の汲み上げに電動ポンプを使用しているため、システムの動作には電気が必要である。また、非常用の原子炉冷却システムとしては、原子炉の冷却水を熱交換器に引き込み、電動のファンで空気を送ることで冷却するものが特開２０１０−２５６３２２号公報に開示されている。このシステムも電動ファンを使用しているためシステムの動作に電気が必要である。したがって、原子炉への外部からの送電が止まるような異常事象発生時には、原子炉に設置された非常用発電機が起動して、原子炉冷却システムを運転するようになっている。
【０００３】
この点を鑑みて、原子炉への外部からの送電が止まったときにも電源無しに原子炉の冷却が可能なシステムとして、例えば特開昭６２−１８２６９７号公報に記載されている非常用復水器が提案されている。非常用復水器は、原子炉圧力容器から蒸気を抜き取り、プール水中に設置した伝熱管を通すことで蒸気を凝縮させ、凝縮水を原子炉圧力容器に戻すシステムである。非常用復水器は、凝縮した水の重さ（水頭）を駆動力として動作するため、電源無しに動作することが可能である。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００４】
【特許文献１】特開２０１０−２５６３２２号公報
【特許文献２】特開昭６２−１８２６９７号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
特開昭６２−１８２６９７号公報に記載されている非常用復水器は、上述のように電気無しに動作可能であるが、その動作時間は冷却用のプール水量で制約される。炉心の崩壊熱は冷却用のプールで回収されるため、プール水は徐々に加熱され、プール水温が沸点に達した後、プール水は蒸発することになる。すなわち、プール水が蒸発して無くなった時点で非常用復水器は実質的に動作が停止してしまう。また、非常用復水器の冷却プールはその動作原理から、原子炉圧力容器よりも上部に設置する必要があり、耐震性、建設コストの観点から、プール水量は極力少ない方が良い。
【０００６】
なお、特開２０１０−２５６３２２号の公報に記載されている空気冷却式の冷却システムは、空気冷却による除熱量が一般的に小さいことから、十分な除熱量を確保するためには電動のファンなどで空気を循環させる必要がある。このようなシステムの動作には電源の確保が不可欠である。
【０００７】
本発明は、電源無しに動作する原子炉冷却システムにおいて、同一の水量での動作時間を延長することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【０００８】
本発明は、上記目的を達成するために、原子炉格納容器内の原子炉圧力容器から蒸気を抜き取るための蒸気供給配管と、前記原子炉格納容器の外部に設置された第１チャンバと、当該第１チャンバ内に設置され、前記蒸気供給配管内の蒸気を冷却するための第１熱交換器と、前記第１チャンバの下方に設置され、冷却水が貯蔵される第２チャンバと、当該第２チャンバ内に設置され、前記第１熱交換器で冷却された蒸気を冷却するための第２熱交換器と、前記第１チャンバと前記第２チャンバを連通するための連通孔と、前記第２熱交換器で凝縮した水を前記原子炉圧力容器内に戻すための水戻し配管とを備えるものとする。
【発明の効果】
【０００９】
本発明によれば、原子炉冷却システムにおける同一の水量での動作時間を延長することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１０】
【図１】本発明の第１の実施の形態に係る原子炉冷却システムの構成図。
【図２】従来の原子炉冷却システムの構成図。
【図３】本発明の第２の実施の形態に係る原子炉冷却システムの構成図。
【図４】本発明の第３の実施の形態に係る原子炉冷却システムの構成図。
【発明を実施するための形態】
【００１１】
発明者らは、電源無しに動作する原子炉冷却システム（非常用復水器）の動作時間を延長するには、空気冷却の熱交換器と水冷却の熱交換器を直列に接続し、原子炉圧力容器から抜き取った蒸気をまずは空気冷却の熱交換器で冷却した後、水冷却の熱交換器で冷却し、さらに水冷却の熱交換器を冷却するためのプール水（冷却水）が蒸発して発生した蒸気を利用して、空気冷却の熱交換器の除熱量を増加させれば良いとの結論に達した。これにより、水冷却の熱交換器での除熱量を減少できるため、プール水の蒸発量を減少でき、同一のプール水量条件での非常用復水器の動作時間を延長することができる。
【００１２】
以下、上記の検討結果を反映した本発明の実施の形態について図面を用いて説明する。
図１は本発明の第１の実施の形態に係る原子炉冷却システムの構成図である。この図に示す原子炉冷却システムは、原子力発電プラントに用いられるものであり、蒸気供給配管２と、空気冷却熱交換器（以下、第１熱交換器と称することがある）４と、第１熱交換器４を収納するためのチャンバ（以下、第１チャンバと称することがある）２１と、水冷却熱交換器（以下、第２熱交換器と称することがある）５と、第２熱交換器５を収納するためのチャンバ（以下、第２チャンバと称することがある）２２と、連通孔９と、水戻し配管７と、起動弁８を備えている。
【００１３】
蒸気供給配管２は、原子炉格納容器３内に設置された原子炉圧力容器１から蒸気を抜き取るため配管である。蒸気供給配管２における圧力容器１側の端部は、圧力容器１の上部に形成される蒸気領域に開口するように圧力容器１に接続されている。蒸気供給配管２における他方の端部は、原子炉格納容器３の壁面に設けた貫通部を介して第１熱交換器４に接続されている。なお、図１には示していないが、格納容器３における貫通部の前後には隔離弁が設置されており、これら隔離弁は通常時には閉じられている。
【００１４】
第１チャンバ２１は、原子炉格納容器３の外部に設置され大気開放された部屋である。第１チャンバ２１の内部には第１熱交換器４が設置されている。なお、本実施の形態に係る第１チャンバ２１には、空気取込口１０と、煙突１１が取り付けられている。空気取込口１０は、第１チャンバ２１内に大気（外気）を取り込みやすくして第１熱交換器４による除熱性能を向上するためのものであり、第１チャンバ２１を構成する壁面のうち第１熱交換器４の周囲の少なくとも一部に設けることが好ましい。さらに、本実施の形態における空気取込口１０には、第１チャンバ２１内への雨水の浸入を防ぐ雨よけ設備として雨よけ板（ルーバー）１３が設けられている。雨よけ板１３以外の雨よけ設備としてはフェンスやフィルタ等がある。また、煙突１１は、煙突効果により第１チャンバ２１への大気流入を促進することで第１熱交換器４による除熱性能を向上するためのものであり、第１チャンバ２１を構成する壁面のうち上面（天井）に設けることが好ましい。なお、空気取込口１０、雨よけ設備１３及び煙突１１は省略可能である。
【００１５】
第１熱交換器（空気冷却熱交換器）４は、蒸気供給配管２を介して供給される蒸気と第１チャンバ２１内の空気を熱交換することで当該蒸気を冷却するためのものであり、第１チャンバ２１内に設置されている。なお、空気冷却式の熱交換器（第１熱交換器４）の伝熱性能は一般的に水冷却式の熱交換器（第２熱交換器５）よりも低いため、図１では第１熱交換器４の設置体数は第２熱交換器５よりも増加させた例を示している。第１熱交換器４と第２熱交換器５の設置体数や伝熱管本数などは、必要な除熱性能を考慮して任意に設定することができる。
【００１６】
第２チャンバ２２は、第１チャンバ２１の下方に隣接して設置された部屋であり、その内部にはプール水（冷却水）６が貯蔵されている。すなわち第２チャンバ２２は冷却プールとして機能する。また、第１チャンバ２１と第２チャンバ２２を区画する隔壁（すなわち、第１チャンバ２１の底面及び第２チャンバ２２の天井）には両者を連通するための連通孔９が設けられている。
【００１７】
第２熱交換器（水冷却熱交換器）５は、第１熱交換器４で冷却された蒸気（凝縮した場合には液水）とプール水６を熱交換することで当該蒸気（液水）を冷却するためのものであり、第２チャンバ２２内でプール水６の中に位置するように設置されている。本実施の形態における第２熱交換器５と第１熱交換器４は配管で接続されている。
【００１８】
連通孔９は、第２熱交換器５における熱交換で蒸発したプール水（蒸気）６を第２チャンバ２２から第１チャンバ２１内に放出するためのものであり、本実施の形態では第１熱交換器４の下方に位置するように設けられている。図１に示した例では、連通孔９は、第１熱交換器４と第２熱交換器５を略鉛直に接続する伝熱管の外周に位置するように設けられている。
【００１９】
水戻し配管７は、第２熱交換器５で冷却され凝縮した水を原子炉圧力容器１内に戻すための配管であり、第２熱交換器５と原子炉圧力容器１を接続している。水戻し配管７における圧力容器１側の端部は、圧力容器１内の水領域（例えば、炉心（図示せず）の位置の上部）に開口するように圧力容器１に接続することが好ましい。また、水戻し配管７は、蒸気供給配管２と同様に格納容器３の壁面に設けた貫通部を通過しており、当該貫通部の前後には隔離弁（図示せず）が設置されている。
【００２０】
起動弁（弁装置）８は、本実施の形態に係る原子炉冷却システムを起動するためのものであり、起動弁８を開くと圧力容器１内の蒸気が蒸気供給配管２内に導入される。なお、本実施の形態では、起動弁８を水戻し配管７に設置したが、蒸気供給配管２に設置しても良く、双方の配管２，７に設置しても良い。
【００２１】
上記のように構成される原子炉冷却システムにおいて、異常事象が発生する等した場合には、起動弁８を開放する。起動弁８を開放すると、水戻し配管７内と、第１熱交換器及び第２熱交換器５の伝熱管内に溜まった水は、自重により水戻し配管７を介して圧力容器１内に流入する。これにより、原子炉圧力容器１から蒸気供給配管２を介して第１熱交換器４および第２熱交換器５内に蒸気が流入する。
【００２２】
このように原子炉冷却システムをしばらく運転すると、第２チャンバ２２内のプール水６は、第２熱交換器５における熱交換によって徐々に温度を上昇し、やがて沸騰を開始する。このように第２チャンバ２２内で発生した蒸気は、連通孔９から第１チャンバ２１内に放出される。この蒸気は空気よりも軽いため、空気取込口１０から第１チャンバ２１内に流入する空気を巻き込んで上昇流となり、第１熱交換器４の周囲を流通しながら煙突１１へ向かう。
【００２３】
第１熱交換器４は、この上昇流を受けることで伝熱性能（冷却性能）が向上する。第２チャンバ２２からの蒸気と第１チャンバ２１内の空気の混合気体は、第１熱交換器４周囲を通ることで、さらに加熱され、第１熱交換器上部に設置された煙突１１を通ることで煙突効果により加速される。この効果により第１熱交換器４周辺における蒸気と空気の混合気体の流速が高まるので、第１熱交換器４の伝熱性能をさらに向上できる。なお、蒸気供給配管２を介して圧力容器１から抜き取った蒸気は、通常、大気圧より圧力が高く、大気圧下の飽和温度１００℃以上の温度であるため、第２チャンバ２２で発生した蒸気や沸点に達したプール水でも冷却可能である。
【００２４】
ここで、本実施の形態に係る原子炉冷却システムの効果の理解を容易にするために従来の原子炉冷却システム（非常用復水器）について説明する。図２は従来の原子炉冷却システムである非常用復水器の構成図である。なお、先の図面と同じ部分には同じ符号を付して説明は省略する。この図に示す原子炉冷却システムは、本実施の形態のような第１チャンバ２１及び第１熱交換器４等を備えていない。蒸気供給配管２はプール水６の中に設置された水冷却式の熱交換器５に直接接続されており、チャンバ２２の上部は大気開放されている。このように構成された原子炉冷却システムでは、チャンバ２２内のプール水６が蒸発して無くなった時点で熱交換器５の除熱性能（冷却性能）は著しく低下してしまい、原子炉冷却システムの動作は実質的に停止してしまう。なお、プール水６が無くなった後は、チャンバ２２内の空気の大気排出が抑制されるので、熱交換器５による空気冷却機能はあまり見込めない。
【００２５】
これに対して、本実施の形態に係る原子炉冷却システムは、圧力容器１内の蒸気を第１熱交換器４で冷却した後に第２熱交換器５で冷却しているので、第１熱交換器４での熱交換量分だけプール水６の蒸発を抑制することができる。これにより、図２に示した従来のシステムと同一の水量（プール水６の量）で比較した場合、原子炉冷却システムの動作時間を延長することができる。
【００２６】
図３は本発明の第２の実施の形態に係る原子炉冷却システムの構成図である。この図に示す原子炉冷却システムは、蒸気放出装置２５を備えている点で第１の実施の形態のものと異なる。
【００２７】
蒸気放出装置２５は、第２熱交換器５での熱交換により蒸発したプール水６（蒸気）を第２チャンバ２２内から第１チャンバ２１内に放出するためのものであり、第１チャンバ２１の底面（すなわち、第２チャンバ２２の天井）に取り付けられている。蒸気放出装置２５は、連通孔９ａと、放出孔９ｂと、ケーシング２４を備えている。
【００２８】
連通孔９ａは、第１チャンバ２１と第２チャンバ２２を区画する隔壁（第１チャンバ２１の底面）に設けられた貫通孔であり、当該隔壁に対して第１熱交換器４を正射影した像から横方向（水平方向）にずれた位置に設けられている。例えば、第１チャンバ２１が略直方体状に形成されている場合には、連通孔９ａは、第１チャンバ２１の底面における４隅のいずれかに設けることができる。なお、後述するように空気取込口１０から導入される大気と蒸気との混合を避けて第１熱交換器４の除熱性能を保持する観点からは、連通孔９ａと空気取込口１０の間に第１熱交換器４が位置するように連通孔９ａを配置することが好ましい。第２熱交換器５での熱交換で蒸発したプール水（蒸気）６は、第２チャンバ２２から連通孔９ａを介してケーシング２４内に導入される。
【００２９】
放出孔９ｂは、ケーシング２４の上部に設けられた開口部であり、ケーシング２４内の導入された蒸気はここから第１チャンバ２１内に放出される。放出孔９ｂは、放出孔９ｂから放出される蒸気が第１熱交換器４に直接当たらないように、第１チャンバ２１内における第１熱交換器４の設置位置から水平方向にずれた位置に設けられている。空気取込口１０から導入される大気と蒸気の混合を避ける観点からは、放出孔９ｂは、図２に示した例のように、第１熱交換器４から水平方向に離れた高い位置に設置することが好ましく、その開口面積は連通孔９ａのものより小さくすることが好ましい。また、図２の例におけるケーシング２４の鉛直方向における断面積は、連通孔９ａから放出孔９ｂに向かって徐々に小さくなっている。
【００３０】
本実施の形態のように構成した蒸気放出装置２５を介して第１チャンバ２１に蒸気を放出すると、第２チャンバ２２から放出される１００℃の蒸気を第１熱交換器４に直接接触させることなく、第１チャンバ２１内に導入することができる。これにより、空気取込口１０から取り込んだ相対的に低温の空気を主に第１熱交換器４に接触させることができるので、第１熱交換器４の除熱性能（冷却性能）を向上させることができる。そのため、蒸気供給配管２内の蒸気温度が比較的低い場合（例えば、原子炉停止時から長期間が経過して、原子炉圧力が比較的低くなっており、蒸気温度が大気圧の飽和温度に近い場合）にも、第１熱交換器４による除熱を継続できるという顕著な効果を奏する。なお、第２チャンバ２２からの蒸気を第１熱交換器４に直接接触させなくても、第１チャンバ２１内の空気と蒸気の温度差により第１チャンバ２１内に上昇流を発生することができる。したがって、本実施の形態によっても原子炉冷却システムの動作時間を延長することができる。
【００３１】
なお、本実施の形態では、空気取込口１０から導入される大気と蒸気の混合を積極的に避ける観点から蒸気放出装置２５を設けたが、例えば第１の実施の形態における連通孔９を図１に示した位置から水平方向にずらした場合にも第１熱交換器４に蒸気が接触する量が低減するので、上記と同様の効果を得ることができる。すなわち、蒸気放出装置２５を設けなくても、連通孔９の位置を変更するだけで本実施の形態が意図する効果を発揮することができる。
【００３２】
図４は本発明の第３の実施の形態に係る原子炉冷却システムの構成図である。この図に示す原子炉冷却システムは、空気取込配管１２を備えている点で第１の実施の形態のものと異なる。
【００３３】
空気取込配管１２は、略鉛直方向に延びる配管であり、第２チャンバ２２を第２チャンバ２２の外部に接続している。本実施の形態の空気取込配管１２における第２チャンバ２２外部側の端部（すなわち、空気取込配管１２の上端）は第１チャンバ２１内に開口している。また、空気取込配管１２の下端は、第２チャンバ２２内に開口しており、かつ、第２熱交換器５の上端よりも低い位置に設けられている。
【００３４】
第１及び第２の実施の形態に係る原子炉冷却システムにおいて、第２チャンバ２２内のプール水６の水位が第２熱交換器５の上端を下回ると、第２熱交換器５の除熱性能は徐々に減少してしまう。そして、第２チャンバ２２内のプール水６の水位が最終的に第２熱交換器５の下端を下回ると、蒸気の発生量が減少するので第１チャンバ２１内で上昇流を形成することが難しくなる。
【００３５】
これに対して、本実施の形態のように空気取込配管１２を設置し、その下端（出口）の高さを第２熱交換器５の上端より低い位置にしておけば、空気取込配管１２を介して第２チャンバ２２外部（本実施の形態では第１チャンバ２１内）の相対的に低温の空気を第２チャンバ２２内に導入することができ、当該空気によって第２熱交換器５内の蒸気を冷却することができる。また、第２熱交換器５で加熱された空気は、上昇流となって連通孔９を介して第１チャンバ２１に排出されるため、第１チャンバ２１内で上昇流を形成することができる。そして、当該上昇流によって第１熱交換器４を冷却することも可能である。
【００３６】
このように、本実施の形態によれば、プール水６の水位が第２熱交換器５の下端を下回った後でも第１熱交換器４及び第２熱交換器５の除熱性能をある程度維持できるので、原子炉圧力容器１内で発生した崩壊熱の少なくとも一部を除去することができる。
【００３７】
なお、ここでは、第１の実施の形態に係る原子炉冷却システムに空気取込配管１２を設置したものを第３の実施の形態として説明したが、第２の実施の形態に空気取込配管１２を設置しても上記と同様の効果が得られることは言うまでもない。
【００３８】
ところで、上記の各実施の形態では、沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）の例を示したが、本発明は加圧水型軽水炉（ＰＷＲ）における蒸気発生器にも適用可能である。この場合には、原子炉圧力容器からの加圧水を熱源とする蒸気発生器に蒸気供給配管２を接続し、当該蒸気供給配管２を介して蒸気発生器から蒸気を抜き取る構成とすれば良い。そして、第１チャンバ２１内に設置した第１熱交換器４及び第２チャンバ２２内に設置した第２熱交換器５を介して凝縮した水を蒸気発生器に還流すれば良い。
【符号の説明】
【００３９】
１…原子炉圧力容器、２…蒸気供給配管、３…原子炉格納容器、４…第１熱交換器、５…第２熱交換器、６…プール水（冷却水）、７…水戻し配管、８…起動弁、９…連通孔、１０…空気取込口、１１…煙突、１２…空気取込配管、１３…雨よけ板（雨よけ設備）、２１…第１チャンバ、２２…第２チャンバ、２４…ケーシング、２５…蒸気放出装置
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉格納容器内の原子炉圧力容器から蒸気を抜き取るための蒸気供給配管と、
前記原子炉格納容器の外部に設置された第１チャンバと、
当該第１チャンバ内に設置され、前記蒸気供給配管内の蒸気を冷却するための第１熱交換器と、
前記第１チャンバの下方に設置され、冷却水が貯蔵される第２チャンバと、
当該第２チャンバ内に設置され、前記第１熱交換器で冷却された蒸気を冷却するための第２熱交換器と、
前記第１チャンバと前記第２チャンバを連通するための連通孔と、
前記第２熱交換器で凝縮した水を前記原子炉圧力容器内に戻すための水戻し配管とを備えることを特徴とする原子炉冷却システム。
【請求項２】
請求項１に記載の原子炉冷却システムにおいて、
前記第１チャンバに設けられた空気取込口と、
前記第１チャンバに取り付けられた煙突とをさらに備えることを特徴とする原子炉冷却システム。
【請求項３】
請求項１又は２に記載の原子炉冷却システムにおいて、
前記連通孔は、前記第１熱交換器の下方に位置することを特徴とする原子炉冷却システム。
【請求項４】
請求項１又は２に記載の原子炉冷却システムにおいて、
前記連通孔は、前記第１熱交換器に対して横方向にずれた位置に設けられていることを特徴とする原子炉冷却システム。
【請求項５】
請求項１から４のいずれかに記載の原子炉冷却システムにおいて、
前記第２チャンバと前記第２チャンバ外部を接続する空気取込配管をさらに備え、
前記空気取込配管の下端は、前記第２熱交換器の上端よりも低いことを特徴とする原子炉冷却システム。
【請求項６】
請求項１から５のいずれかに記載の原子炉冷却システムにおいて、
前記空気取込口に設置された雨よけ設備をさらに備えることを特徴とする原子炉冷却システム。
【請求項７】
原子炉格納容器と、
当該原子炉格納容器の内部に設置された原子炉圧力容器と、
前記原子炉圧力容器から蒸気を抜き取るための蒸気供給配管と、
前記原子炉格納容器の外部に設置された第１チャンバと、
当該第１チャンバ内に設置され、前記蒸気供給配管内の蒸気を冷却するための第１熱交換器と、
前記第１チャンバの下方に設置され、冷却水が貯蔵される第２チャンバと、
当該第２チャンバ内に設置され、前記第１熱交換器で冷却された蒸気を冷却するための第２熱交換器と、
前記第１チャンバと前記第２チャンバを連通するための連通孔と、
前記第２熱交換器で凝縮した水を前記原子炉圧力容器内に戻すための水戻し配管とを備えることを特徴とする原子力発電プラント。
【請求項８】
原子炉格納容器内の原子炉圧力容器からの加圧水を熱源とする蒸気発生器から蒸気を抜き取るための蒸気供給配管と、
前記原子炉格納容器の外部に設置された第１チャンバと、
当該第１チャンバ内に設置され、前記蒸気供給配管内の蒸気を冷却するための第１熱交換器と、
前記第１チャンバの下方に設置され、冷却水が貯蔵される第２チャンバと、
当該第２チャンバ内に設置され、前記第１熱交換器で冷却された蒸気を冷却するための第２熱交換器と、
前記第１チャンバと前記第２チャンバを連通するための連通孔と、
前記第２熱交換器で凝縮した水を前記蒸気発生器内に戻すための水戻し配管とを備えることを特徴とする原子炉冷却システム。
【請求項１】
原子炉格納容器内の原子炉圧力容器から蒸気を抜き取るための蒸気供給配管と、
前記原子炉格納容器の外部に設置された第１チャンバと、
当該第１チャンバ内に設置され、前記蒸気供給配管内の蒸気を冷却するための第１熱交換器と、
前記第１チャンバの下方に設置され、冷却水が貯蔵される第２チャンバと、
当該第２チャンバ内に設置され、前記第１熱交換器で冷却された蒸気を冷却するための第２熱交換器と、
前記第１チャンバと前記第２チャンバを連通するための連通孔と、
前記第２熱交換器で凝縮した水を前記原子炉圧力容器内に戻すための水戻し配管とを備えることを特徴とする原子炉冷却システム。
【請求項２】
請求項１に記載の原子炉冷却システムにおいて、
前記第１チャンバに設けられた空気取込口と、
前記第１チャンバに取り付けられた煙突とをさらに備えることを特徴とする原子炉冷却システム。
【請求項３】
請求項１又は２に記載の原子炉冷却システムにおいて、
前記連通孔は、前記第１熱交換器の下方に位置することを特徴とする原子炉冷却システム。
【請求項４】
請求項１又は２に記載の原子炉冷却システムにおいて、
前記連通孔は、前記第１熱交換器に対して横方向にずれた位置に設けられていることを特徴とする原子炉冷却システム。
【請求項５】
請求項１から４のいずれかに記載の原子炉冷却システムにおいて、
前記第２チャンバと前記第２チャンバ外部を接続する空気取込配管をさらに備え、
前記空気取込配管の下端は、前記第２熱交換器の上端よりも低いことを特徴とする原子炉冷却システム。
【請求項６】
請求項１から５のいずれかに記載の原子炉冷却システムにおいて、
前記空気取込口に設置された雨よけ設備をさらに備えることを特徴とする原子炉冷却システム。
【請求項７】
原子炉格納容器と、
当該原子炉格納容器の内部に設置された原子炉圧力容器と、
前記原子炉圧力容器から蒸気を抜き取るための蒸気供給配管と、
前記原子炉格納容器の外部に設置された第１チャンバと、
当該第１チャンバ内に設置され、前記蒸気供給配管内の蒸気を冷却するための第１熱交換器と、
前記第１チャンバの下方に設置され、冷却水が貯蔵される第２チャンバと、
当該第２チャンバ内に設置され、前記第１熱交換器で冷却された蒸気を冷却するための第２熱交換器と、
前記第１チャンバと前記第２チャンバを連通するための連通孔と、
前記第２熱交換器で凝縮した水を前記原子炉圧力容器内に戻すための水戻し配管とを備えることを特徴とする原子力発電プラント。
【請求項８】
原子炉格納容器内の原子炉圧力容器からの加圧水を熱源とする蒸気発生器から蒸気を抜き取るための蒸気供給配管と、
前記原子炉格納容器の外部に設置された第１チャンバと、
当該第１チャンバ内に設置され、前記蒸気供給配管内の蒸気を冷却するための第１熱交換器と、
前記第１チャンバの下方に設置され、冷却水が貯蔵される第２チャンバと、
当該第２チャンバ内に設置され、前記第１熱交換器で冷却された蒸気を冷却するための第２熱交換器と、
前記第１チャンバと前記第２チャンバを連通するための連通孔と、
前記第２熱交換器で凝縮した水を前記蒸気発生器内に戻すための水戻し配管とを備えることを特徴とする原子炉冷却システム。
【図１】
【図２】
【図３】
【図４】
【図２】
【図３】
【図４】
【公開番号】特開２０１３−７６５７８（Ｐ２０１３−７６５７８Ａ）
【公開日】平成２５年４月２５日（２０１３．４．２５）
【国際特許分類】
【出願番号】特願２０１１−２１５３７２（Ｐ２０１１−２１５３７２）
【出願日】平成２３年９月２９日（２０１１．９．２９）
【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２５年４月２５日（２０１３．４．２５）
【国際特許分類】
【出願日】平成２３年９月２９日（２０１１．９．２９）
【出願人】（５０７２５０４２７）日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社 (858)
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