JP5555669B2 - 原子力プラント及びその燃料プール水冷却方法 - Google Patents

Description

本発明は原子力プラント及びその燃料プール水冷却方法に係り、特に、冷却水供給源が不測の事態によって全電源を失い、使用済み燃料等が保管されている燃料貯蔵プールに冷却水が供給されない状態に陥った場合に対応した原子力プラント及びその燃料プール水冷却方法に関する。

沸騰水型軽水炉（以下、ＢＷＲという）の原子炉建屋には、原子炉圧力容器内で使用中の炉心燃料のみならず、既に数サイクル運転経過した使用済み燃料が保管されているのが一般的である。この使用済み燃料は、通常、原子炉建屋内に設置された燃料貯蔵プールの燃料プール水（冷却水）中に保管されている（例えば、特許文献１参照）。

この種のＢＷＲにおいては、燃料プール水の水温を適正に維持するためのポンプ、冷却水タンク、配管等から成る循環水系が備わっており、この循環水系では、燃料貯蔵プール内の燃料の崩壊熱を除去するために、燃料プール水がポンプによって配管を介して冷却水タンク等との間で強制循環され、例えば、循環途中の配管に配置されている熱交換器で海水と熱交換が行われて冷却されることで、燃料貯蔵プールの燃料プール水の水温は、４０℃程度に維持されている。

特開平９−３２９６８４号公報

ところで、ＢＷＲの安全性を向上させる観点から、異常事象発生時には、原子炉安全確保の三原則である「１.核分裂の停止」、「２.炉心燃料の冷却」、「３.放射性物質の閉じ込め」を確実に実行する必要がある。特に、「２.炉心燃料の冷却」に関しては、従来から緊急炉心冷却システム（ＥＣＣＳ）、残留熱除去系システム（ＲＨＲ）)、非常用復水器（ＩＣ）、静的格納容器冷却系設備（ＰＣＣＳ）等からなる多重安全保護系を設置して異常事象発生時に備えている。

しかし、不測の事態によって万一電源を失い上述した燃料貯蔵プールヘの燃料プール水（冷却水）の供給源である循環水系が停止するようなことがあれば、燃料貯蔵プール内の燃料プール水の冷却に支障をきたし、非常用電源が回復するまでの間、大気の飽和温度（１００℃程度）まで水温が上昇してしまう懸念がある。燃料貯蔵プールの燃料プール水が、大気の飽和温度まで水温が上昇してしまうと、燃料貯蔵プールの燃料プール水が蒸発し燃料貯蔵プールの水位が低下してしまい、燃料が十分に冷却されない恐れがある。

本発明は上述の点に鑑みなされたもので、その目的とするところは、燃料貯蔵プールヘの冷却水供給源が不測の事態によって全電源を失い、燃料貯蔵プールに冷却水が供給されない状態に陥った場合であっても、燃料貯蔵プールヘの冷却水の供給が可能となり、燃料貯蔵プールの水位低下が抑制でき、燃料貯蔵プール水の冷却に支障をきたすことのない原子力プラント及びその燃料プール水冷却方法を提供することにある。

本発明の原子力プラントは、上記目的を達成するために、核燃料を含む炉心が内包される原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器が格納される格納容器と、使用済み燃料が燃料プール水中に保管される燃料貯蔵プールと、前記原子炉圧力容器、前記格納容器及び前記燃料貯蔵プールが収容される原子炉建屋とを備えた原子力プラントであって、前記原子炉建屋外に設置され、冷却水中に凝縮器が内蔵されている復水タンクと、前記燃料貯蔵プールで蒸発した蒸気を前記凝縮器に搬送する蒸気系配管と、該蒸気系配管の途中に設置され、該蒸気系配管を搬送された蒸気で駆動される蒸気タービンと、前記蒸気系配管で搬送された蒸気が前記凝縮器で凝縮されて復水した水を前記燃料貯蔵プールに供給する復水系配管と、該復水系配管の途中に設置されると共に、前記蒸気タービンで起動されて前記復水系配管を通る水を前記燃料貯蔵プールに送る給水ポンプとを更に備えているか、
若しくは、前記原子炉建屋内に設置され、既設の炉内機器が保管されていると共に、冷却水中に凝縮器が内蔵されている炉内機器保管用プールと、前記燃料貯蔵プールで蒸発した蒸気を前記凝縮器に搬送する蒸気系配管と、該蒸気系配管で搬送された蒸気が前記凝縮器で凝縮されて復水した水を前記燃料貯蔵プールに供給する復水系配管と、前記蒸気系配管の途中に設置され、該蒸気系配管を搬送された蒸気で駆動される蒸気タービンと、前記復水系配管の途中に設置されると共に、前記蒸気タービンで起動されて前記復水系配管を通る水を前記燃料貯蔵プールに送る給水ポンプとを更に備えていることを特徴とする。

また、本発明の原子力プラントは、上記目的を達成するために、核燃料を含む炉心が内包される原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器が格納される格納容器と、使用済み燃料が燃料プール水中に保管される燃料貯蔵プールと、前記原子炉圧力容器、前記格納容器及び前記燃料貯蔵プールが収容される原子炉建屋と、前記燃料貯蔵プールと前記原子炉建屋外に設置されている冷却水タンクが配管で接続され、該燃料貯蔵プールの燃料プール水が、前記配管を介して前記燃料貯蔵プールと冷却水タンク間を循環する循環水系とを備えた原子力プラントであって、前記原子炉建屋外に設置され、冷却水中に凝縮器が内蔵されている復水タンクと、前記燃料貯蔵プールで蒸発した蒸気を前記凝縮器に搬送する蒸気系配管と、該蒸気系配管の途中に設置され、該蒸気系配管を搬送された蒸気で駆動される蒸気タービンと、前記蒸気系配管で搬送された蒸気が前記凝縮器で凝縮されて復水した水を前記燃料貯蔵プールに供給する復水系配管と、該復水系配管の途中に設置されると共に、前記蒸気タービンで起動されて前記復水系配管を通る水を前記燃料貯蔵プールに送る給水ポンプとを更に備えていることを特徴とする。

また、本発明の原子力プラントの燃料プール水の冷却方法は、上記目的を達成するために、核燃料を含む炉心が内包される原子炉圧力容器、及び該原子炉圧力容器が格納される格納容器と共に原子炉建屋に収納され、使用済み燃料が保管される燃料貯蔵プール内の燃料プール水が、前記原子炉建屋外に設置されている冷却水タンクと配管を介して循環水系で循環されている該燃料プール水を冷却するに当たって、前記燃料プール水を循環させている前記循環水系のポンプが、全電源喪失により作動不良になった状態である場合に、前記燃料貯蔵プールで蒸発した蒸気を、蒸気系配管を介して前記原子炉建屋外に設置されている冷却水中に凝縮器が内蔵されている復水タンクに搬送し、該搬送された蒸気が前記凝縮器で凝縮されて復水した水となり、該水を復水系配管を介して前記燃料貯蔵プール内に供給して前記燃料プール水を冷却するか、
若しくは、前記燃料貯蔵プールで蒸発した蒸気を、蒸気系配管の途中に設置されている蒸気タービンに供給して当該蒸気タービンを駆動すると共に、前記蒸気系配管を介して前記原子炉建屋外に設置されている冷却水中に凝縮器が内蔵されている復水タンクに搬送し、該搬送された蒸気が前記凝縮器で凝縮されて復水した水となり、該水を復水系配管の途中に設置され、かつ、前記蒸気タービンで起動される給水ポンプで前記復水系配管を介して前記燃料貯蔵プール内に供給して前記燃料プール水を冷却することを特徴とする。

本発明によれば、燃料貯蔵プールヘの冷却水供給源が不測の事態によって全電源を失い、燃料貯蔵プールに冷却水が供給されない状態に陥った場合であっても、燃料貯蔵プールヘの冷却水の供給が可能となるので、燃料貯蔵プールの水位低下を抑制することができ、燃料貯蔵プール水の冷却に支障をきたすことはないという効果がある。

本発明の原子力プラントの参考例１を示すシステム系統図である。 本発明の原子力プラントの参考例１に係る燃料貯蔵プール内温度の経時変化を示す特性図である。 本発明の原子力プラントの実施例１を示すシステム系統図である。 本発明の原子力プラントの実施例２を示すシステム系統図である。 本発明の原子力プラントの実施例３を示す燃料貯蔵プールの概略構成図である。 本発明の原子力プラントの実施例４を示す復水タンクの概略構成図である。 本発明の原子力プラントの実施例５を示す復水タンクの概略構成図である。 本発明の原子力プラントの実施例６を示す復水タンクの概略構成図である。 本発明の原子力プラントの実施例７を示す復水タンクの概略構成図である。 本発明の原子力プラントの実施例８に係る復水タンクと燃料貯蔵プールの配置関係の一例を示す図である。 本発明の原子力プラントの参考例２に係る復水タンクと燃料貯蔵プールの配置関係の他の例を示す図である。 本発明の原子力プラントの実施例９に係る復水タンクと燃料貯蔵プールの配置関係の更に他の例を示す図である。 本発明の原子力プラントの実施例１０に係る水素濃度検出の例を示す燃料貯蔵プールの概略構成図である。 本発明の原子力プラントの実施例１１に係る圧力検出の例を示す燃料貯蔵プールの概略構成図である。 本発明の原子力プラントの実施例１２に係る温度検出の例を示す燃料貯蔵プールの概略構成図である。 本発明の原子力プラントの実施例１３に係る全電源喪失時の例を示す燃料貯蔵プールの概略構成図である。

以下、図面を用いて本発明の原子力プラントの実施例を説明する。
［参考例１］

図１は、本発明の原子力プラントの参考例１における使用済み核燃料を一次貯蔵する燃料貯蔵プールを有するＢＷＲを示すものである。尚、以下の各実施例では、燃料貯蔵プールを有するＢＷＲのシステムに本発明を適用した場合を例に挙げ説明する。

図１に示したＢＷＲ発電プラントにおいて、１０は原子炉建屋であり、この原子炉建屋１０には、内圧調整の機能を果たす圧力抑制プール４を含む格納容器３、使用済み燃料１２を保管する燃料貯蔵プール１１等が収容されている。格納容器３には、核燃料を含む炉心１を内包した原子炉圧力容器２が収納されている。

本参考例でのＢＷＲプラントでは、原子炉圧力容器２内の炉心１で水を沸騰させて発生させた蒸気を低圧タービン及び高圧タービンに供給し、これらタービンによって発電機を駆動して電気を発生させている。タービンを駆動した蒸気は復水器で復水した後、給水加熱器や給水ポンプ等を通って昇圧、加熱されて原子炉圧力容器２に戻される。但し、図１では、高圧タービン、低圧タービン等のタービンや発電機、復水器、給水加熱器、給水ポンプ等は、図示を省略している。

また、格納容器３の下部には、ドーナツ型の上記圧力抑制プール４が連結され、原子炉圧力容器２の上部には、導管が接続されている。上記原子炉圧力容器２の上部に接続された導管は、圧力抑制プール４内の液４ａ中まで延在しており、例えば、原子炉圧力容器２内の圧力が高くなった場合等は、この導管に設けられている主蒸気逃し安全弁を開放することによって、圧力抑制プール４内の液４ａ中へ蒸気を排出し凝縮させることができるようになっている。

更に、格納容器３内の圧力が高くなった場合には、格納容器３に接続されている格納容器（ドライウェル）ベント管又は格納容器（ウェットウェル）ベント管から格納容器３内の蒸気を排出し、ベント管の途中に設置されている放射性物質吸着フィルターを通して放射性物質を回収した上で、排気筒からプラント外部の大気中に放出している。但し、図１では、主蒸気逃し安全弁、格納容器（ドライウェル）ベント管、格納容器（ウェットウェル）ベント管、放射性物質吸着フィルター、排気筒等は図示省略してある。

上記した燃料貯蔵プール１１は、原子炉建屋１０内において、原子炉容器２内の使用済み燃料を燃料貯蔵プール１１にアクセスし易いように、格納容器３の上部と同レベルの高さに設置されている。また、原子炉容器２内から燃料貯蔵プール１１からアクセスされた使用済み燃料１２は、燃料貯蔵プール１１の下部に設置されており、通常は、燃料貯蔵プール１１内には、使用済み燃料１２の集合体の高さ（例えば４ｍ程度）の２倍程度又はそれ以上の水位の燃料プール水１４が貯留されている。

また、ＢＷＲ発電プラントには、燃料貯蔵プール１１の燃料プール水１４を動的に冷却する冷却水タンク２６、ポンプ２２、給水路２１ａ及び排水路２１ｂ等から成る循環水系２１が設けられている。燃料貯蔵プール１１は、循環水系２１の給水路２１ａ及び排水路２１ｂを介して冷却水タンク２６と接続されており、給水路２１ａの途中に設置されているポンプ２２を駆動することによって、給水路２１ａ及び排水路２１ｂを介して燃料貯蔵プール１１と冷却水タンク２６との間で、燃料プール水１４が強制循環されるようになっている。ここで、冷却水タンク２６は大きなタンク形状でなく、配管のような形状で冷却系として閉ループを構成していれば燃料プール水１４の冷却にはなんら影響はない。

即ち、燃料貯蔵プール１１内で使用済み燃料１２の崩壊熱を受け取った燃料プール水１４は、循環水系２１の排水路２１ｂを介して燃料貯蔵プール１１から排出されて冷却水タンク２６に供給されると共に、水源である冷却水タンク２６からの燃料プール水１４が、循環水系２１の給水路２１ａを介して燃料貯蔵プール１１に流入することで、燃料貯蔵プール１１内の燃料プール水１４の温度が、所定温度（例えば、４０℃程度）に維持されている。

また、燃料貯蔵プール１１と水源である冷却水タンク２６との間を循環する燃料プール水１４は、配管を介して海水ポンプ２５によって海から汲み上げられた海水２４ａと循環水系２１の途中（本参考例では、排水路２１ｂ）に設けた冷却水熱交換器２３で熱交換され、燃料プール水１４の熱が海水に移動するようになっている。冷却水熱交換器２３で熱を受け取った海水２４ｂは、海に放出される。即ち、海水が、使用済み燃料１２の崩壊熱の最終的なヒートシンクとなっている。

尚、燃料貯蔵プール１１には、使用済み燃料１２が保管される他、定期検査時に原子炉圧力容器２から取り出した使用中の燃料が一時保管される場合もある。

そして、本参考例では、多重安全系を構成するため、長期間の電源喪失時用に、燃料貯蔵プール１１への循環水系２１が不測の事態によって全電源を失い、燃料貯蔵プール１１に冷却水が供給されない状態に陥った場合でも、燃料貯蔵プール１１への冷却水の供給が可能となる静的な冷却システムを備えている。

即ち、この静的な冷却システムは、本参考例では、まず、燃料貯蔵プール１１の上部に上蓋１３を設置して燃料貯蔵プール１１を密封すると共に、原子炉建屋１０外に凝縮器３２を内蔵した復水タンク３１を燃料貯蔵プール１１より上方に設置し、燃料貯蔵プール１１と復水タンク３１を蒸気系配管４１と復水系配管４２で連結して、燃料貯蔵プール１１の燃料プール水１４の熱を復水タンク３１の伝熱管３３に搬送するように構成したものである。

上記凝縮器３２は、多管式熱交換器から構成されており、凝縮器３２の水室３４を復水タンク３１の外に、凝縮器３２の伝熱管３３を復水タンク３１の内に設置している。水室３４は、上下に最低２区分されており、上部室には蒸気が、下部室には凝縮水が溜まるようになっている。

そして、原子炉建屋１０内にある密閉された燃料貯蔵プール１１に貯蔵されている使用済み燃料１２から燃料プール水１４に移動した崩壊熱に伴う燃料貯蔵プール１１から供給された蒸気系配管４１からの蒸気は、水室３４の上部室へ供給されて復水タンク３１内に内蔵された凝縮器３２、即ち伝熱管３３の中を流れ、ここで伝熱管３３の外にある復水タンク３１内の冷却水３５と熱交換して凝縮し、復水して水室３４の下部室で水となり、復水系配管４２から燃料貯蔵プール１１へ戻るようになっている。

更に、復水タンク３１は、別途設置されている海水循環系３６と熱交換され、復水タンク３１内へ伝わった熱は、海水に放出される。即ち、復水タンク３１内の冷却水３５は、配管を介して海水循環ポンプ３７によって海から汲み上げられた海水３６ａと熱交換されて冷却され、復水タンク３１内の冷却水３５の熱を受け取った海水３６ｂは、海に放出されるようになっている。つまり、海水が使用済み燃料１２の崩壊熱の最終的なヒートシンクとなっている点は、上記の循環水系２１と同様である。

尚、海水循環系３６で海水循環ポンプ３７が停止した場合、冷却水３５がなくなるため、凝縮器３２は空冷式となる。また、図１では、凝縮器３２が１本の伝熱管３３を設置した場合を例として図示しているが、要求される除熱量によっては、伝熱管３３を、適宜複数本に増やして構成する必要がある。

更に、図１では、復水タンク３１の容積をコンパクトにできるように、凝縮器３２が横置式の例を示しているが、この凝縮器３２は、縦置式であってもよい。凝縮器３２は、横置式或いは縦置式のどちらであつても、伝熱管３３での凝縮熱交換性能は変わらないが、後で述べる非凝縮性ガスを抜く方法が容易な方がよい。

また、本参考例では、燃料貯蔵プール１１の上部に上蓋１３を設置しているが、この上蓋１３を設置することで、燃料貯蔵プール１１内の燃料プール水１４を密封でき、崩壊熱除去による放射性物質を含んだ発生蒸気を燃料貯蔵プール１１内に閉じ込めることができる。燃料貯蔵プール１１と復水タンク３１を連結している蒸気系配管４１及び復水系配管４２は、上蓋１３を貫通して設置されている。

また、上述した上蓋１３は、少なくとも１枚が燃料貯蔵プール１１の上部にあればよいし、更に、燃料貯蔵プール１１の開口部の大きさに応じて上蓋１３を２分割、４分割、６分割、８分割等に分けることで、上蓋１３の設置及び取り外し作業を容易にすることができる。この時、燃料貯蔵プール１１の密閉は、燃料貯蔵プール１１の上部へ上蓋１３を載せて、その上蓋１３の荷重により金属パッキンのようなものでシールをすることで、より一層密封性が向上する。

尚、燃料を原子炉圧力容器２から燃料貯蔵プール１１へ移送する際には、上述した上蓋１３を燃料貯蔵プール１１の上部から外し、クレーン等で燃料の移動作業を行えばよい。

このような本参考例の構成によれば、燃料貯蔵プール１１から蒸気系配管４１を介して凝縮器３２の水室３４の上部室に供給された蒸気、即ち、復水タンク３１の冷却水３５を使用した凝縮による蒸発潜熱を利用して、使用済み燃料１２から燃料プール水１４に移動した崩壊熱が、蒸気系配管４１によって燃料貯蔵プール１１外の凝縮器３２の水室３４の上部室に搬送されることになる。その後、水室３４の上部室に搬送された崩壊熱、つまり蒸気は、復水タンク３１内に内蔵された凝縮器３２の伝熱管３３の中を流れ、この伝熱管３３の外にある復水タンク３１内の冷却水３５と熱交換して凝縮し、復水して水室３４の下部室で水となり、復水系配管４２から燃料貯蔵プール１１へ戻るようになっている。この時、原子炉建屋１０の系外にある復水タンク３１内の冷却部３９の冷却水３５は、海水循環系３６により海水側へ除熱されている。即ち、使用済み燃料１２の崩壊熱が、最終的に海水を介して大気中に放出されることになる。

尚、原子炉建屋１０外の復水タンク３１の設置場所は必ずしも限定されないが、本参考例では、復水タンク３１は、原子炉建屋１０の外側の燃料貯蔵プール１１よりも上方に設置した場合を例示してある。復水タンク３１を、原子炉建屋１０の外側の燃料貯蔵プール１１よりも上方に設置すると、蒸気が凝縮して冷却水に復水したため、凝縮された水は、循環ポンプ無しの自然循環により、燃料貯蔵プール１１内へ戻ることができる。

また、燃料貯蔵プール１１と復水タンク３１とを連結する蒸気系配管４１内の非凝縮性ガスは、ベント配管４１ｃの途中に設置されているベント弁４１ｂを適宜開放して排気するか、図５に示す如く、開閉弁８を全開して真空引き配管７で真空引きすればよい。

ところで、全電源喪失によって循環水系２１のポンプ２２による燃料プール水１４の強制循環が停止するようなことがあっても、燃料貯蔵プール１１内の燃料プール水１４が沸騰して水位が低下しないように、燃料貯蔵プール１１内の燃料プール水１４の水温が６０℃程度まで上昇したら、復水タンク３１内の凝縮器３２による崩壊熱除去性能を急速に起動する必要がある。

そこで、凝縮器３２内の飽和圧力Ｐについて、
Ｐ≦２０ｋＰａ ・・・（式１）
という条件を満足するようにする。

通常、凝縮器３２内の飽和圧力Ｐが２０ｋＰａの場合に、作動流体は約６０℃で沸騰する。この時、燃料プール水１４は蒸発潜熱が大きいため、他の冷媒を使用する場合に比べて、有効な作動媒体である。即ち、蒸気を凝縮して復水させることにより冷却能力を確保し、更に自然循環力をも利用できる。

燃料プール水１４の水温を６０℃で蒸気凝縮を作動させるのは、次の理由による。従来の燃料プール水は、開放のため、ほぼ大気圧であっても、飽和蒸気圧の関係から夏場には６０〜７０℃で水面上の蒸発現象が始まる。一方、通常運転時は、冷却用循環ポンプで強制的に冷却するため、夏場でも燃料プール水１４の水温は、４０〜５０℃以下に制御される。

以上のことから、使用済み燃料１２を保管する燃料貯蔵プール１１の水位が低下せずに燃料を安定的に冷却するためには、燃料プール水１４の水温を４０〜６０℃にすることが望ましい。そのため、本参考例における蒸気発生による凝縮現象の上限値を６０℃とする。この時の飽和圧力は、２０ｋＰａである。

使用済み燃料１２は、通常、運転中の熱出力の数％程度の崩壊熱を放出しており、燃料貯蔵プール１１の燃料プール水１４が、その崩壊熱によって加熱されることになる。燃料プール水１４内では、燃料プール水１４の水温が約６０℃まで上昇すると液体が蒸発し、蒸気流が発生して蒸気系配管４１での熱輸送が始まる。そして、その蒸気流が、原子炉建屋１０の外部に設置した復水タンク３１内の凝縮器３２まで供給されると、復水タンク３１内の冷却水３５との熱交換によって、蒸気流は、例えば３０℃程度に冷却される。所謂冷却強化温度Ｔｃが６０℃である場合、作動流体が、この冷却強化温度Ｔｃに到達して始めて、凝縮器３２の熱輸送能力が発揮される熱的ダイオードとして機能する。

尚、凝縮器３２による冷却のスイッチング効果を発揮する上記冷却強化温度Ｔｃは、上記した６０℃より低い適当な値に設定しても何ら問題はない。

図２は、本参考例における燃料貯蔵プール１１内の燃料プール水１４の水面温度の経時変化を示したものである。

図２において、時刻ｔ＝ｔ０で電源が喪失したと仮定する。この時点では、燃料プール水１４の水面温度は、まだＴｗ（例えば、４０℃程度）に維持されている。時刻ｔ＝ｔ０で強制冷却用のポンプ２２が停止した場合、凝縮器３２を省略した比較例（破線）Ａでは、使用済み燃料１２の崩壊熱が燃料貯蔵プール１１内の燃料プール水１４へ移動し、時刻ｔ＝ｔ２で燃料プール水１４の水温が、水の大気圧での飽和温度Ｔｂ（沸点:１００℃）となり、燃料貯蔵プール１１内において、燃料プール水１４が沸騰して蒸発してしまう。

それに対し、本参考例（実線）Ｂでは、ポンプ２２による強制循環冷却機能が低下しても、時刻ｔ＝ｔ１（＜ｔ２）で、凝縮器３２内の作動流体（水）の沸騰・凝縮現象を生じさせる冷却強化温度Ｔｃ（＝６０℃程度）まで燃料プール水１４の水温が上昇すると、凝縮器３２による冷却機能が急速に作動し始め、それ以降、燃料貯蔵プール１１内の燃料プール水１４の水面温度がＴｃ程度に維持される。この時、燃料貯蔵プール１１内の燃料プール水１４では、自然対流が生じている。

従って、燃料貯蔵プール１１内の燃料プール水１４の蒸発が抑制され、燃料プール水１４の初期（時間ｔ＝ｔ０）の水位が維持されるため、燃料貯蔵プール１１の十分な水位を確保できると共に、燃料プール水１４の温度もＴｃ（＝約６０℃)程度に維持することができる。

以上のように、本参考例の原子力プラントにおける燃料貯蔵プール１１の燃料プール水１４は、使用済み燃料１２の崩壊熱が、循環水系２１を強制循環する冷却水との熱交換の他、燃料貯蔵プール１１の外部に設置した復水タンク３１内の凝縮器３２による熱輸送でも冷却されるようになっている。しかも、この凝縮器３２による熱輸送には動力が必要ない。また、作動流体の沸騰・凝縮といった相変化現象を用いているため、この流体の大きな蒸発潜熱による熱輸送能力の高さは、例えば作動流体が液体単相流の他の自然循環による放熱手段に比べても際立って良好である。

そのため、万一、全電源喪失により循環水系２１のポンプ２２が作動不能に陥っても、復水タンク３１内の凝縮器３２によって、燃料プール水１４を自然循環で静的に放熱させることができ、燃料プール水１４の蒸発により燃料貯蔵プール１１の水位が低下して、使用済み燃料１２が水面から露出することを抑制することができる。

これによって、使用済み燃料１２の除熱を継続させることができ、燃料プール水１４中に保管された使用済み燃料１２の安全性及び健全性の向上を図ることができる。

図３は、本発明の原子力プラントの実施例１における燃料貯蔵プールを有するＢＷＲを示すものである。実施例１における概略構成は、参考例１と略同一であり、ここでの詳細説明は省略し、実施例１に関連する構成のみの説明とする。

図３に示す実施例１が、図１の参考例１と相違する点は、燃料貯蔵プール１１と復水タンク３１内の凝縮器３２を連結する蒸気系配管４１の間に蒸気タービン４３を設置し、この蒸気タービン４３に、該蒸気タービン４３が駆動することにより起動され、主軸４５を介して連結された給水ポンプ４４等からなる蒸気駆動式燃料プール冷却ポンプを備えた点である。

即ち、本実施例は、燃料貯蔵プール１１内の崩壊熱が蒸気となって蒸気系配管４１を介して蒸気タービン４３を駆動し主軸４５を介して給水ポンプ４４を起動するものであるから、燃料貯蔵プール１１内の崩壊熱が蒸気となって発生する限り、この蒸気を蒸気系配管４１を介して蒸気タービン４３に取り込むことができるため、蒸気タービン４３と連結された給水ポンプ４４は起動し続けことができ、この給水ポンプ４４により、凝縮器３２で凝縮されて復水し水室３４の下部室に溜まった水が、復水系配管４２から燃料貯蔵プール１１へ供給し続けることができるので、燃料貯蔵プール１１内の燃料プール水１４の水位が低下することがなくなり、燃料貯蔵プール１１内の冷却能力が低下することはない。また、給水ポンプ４４は、蒸気タービン４３により起動されるので、別途、給水ポンプ４４を起動するための電源も必要としない。

これにより、参考例１と同様な効果が得られることは勿論、参考例１に比べて、燃料貯蔵プール１１と復水タンク３１間の蒸気及び液の自然循環駆動能力をさらに高めることができ、長期的に安定した冷却性能を維持することができる。また、復水タンク３１の設定値を自由に変えることができる。

図４は、本発明の原子力プラントの実施例２における燃料貯蔵プールを有するＢＷＲを示すものである。実施例２における概略構成は、参考例１と略同一であり、ここでの詳細説明は省略し、実施例２に関連する構成のみの説明とする。

図４に示す実施例２が、図１の参考例１と相違する点は、燃料貯蔵プール１１と復水タンク３１内の凝縮器３２を連結する蒸気系配管４１の間に蒸気タービン４３を設置し、この蒸気タービン４３に、該蒸気タービン４３が駆動することにより起動され、主軸４５を介して連結された給水ポンプ４４及び海水循環ポンプ４６からなる蒸気駆動式燃料プール冷却ポンプを備えた点である。

即ち、本実施例は、燃料貯蔵プール１１内の崩壊熱が蒸気となって蒸気系配管４１を介して蒸気タービン４３を駆動し主軸４５を介して給水ポンプ４４及び海水循環ポンプ４６を起動するものであるから、燃料貯蔵プール１１内の崩壊熱が蒸気となって発生する限り、この蒸気を蒸気系配管４１を介して蒸気タービン４３に取り込むことができるため、蒸気タービン４３と連結された給水ポンプ４４及び海水循環ポンプ４６は起動し続けことができ、この給水ポンプ４４により、凝縮器３２で凝縮されて復水し水室３４の下部室に溜まった水が、復水系配管４２から燃料貯蔵プール１１へ供給し続けることができると共に、復水タンク３１内の冷却水３５は、海水循環ポンプ４６で汲み上げられた海水によって冷却されているので、燃料貯蔵プール１１内の燃料プール水１４の水位が低下することがなくなり、燃料貯蔵プール１１内の冷却能力が低下することはない。また、給水ポンプ４４及び海水循環ポンプ４６は、蒸気タービン４３により起動されるので、別途、給水ポンプ４４及び海水循環ポンプ４６を起動するための電源も必要としない。

つまり、全電源喪失時に、通常運転時の燃料プール冷却系２１が停止しても、電源なしの無動力で燃料貯蔵プール１１からの崩壊熱を海水中へ放熱し続ける静的冷却システムを構成している。

これにより、参考例１と同様な効果が得られることは勿論、参考例１に比べて、燃料貯蔵プール１１と最終的なヒートシンクである海水循環系３６間の蒸気及び液の自然循環駆動能力をさらに高めることができ、長期的に安定した冷却性能を維持することができる。

図５は、本発明の原子力プラントの実施例３における燃料貯蔵プール１１の概略構成を示すものである。実施例３における燃料貯蔵プール１１の概略構成は、参考例１と略同一であり、ここでの詳細説明は省略し、実施例３に関連する構成のみの説明とする。

図５に示す実施例３の燃料貯蔵プール１１が参考例１の燃料貯蔵プール１１と相違する点は、参考例１では、燃料貯蔵プール１１内の使用済み燃料１２が、燃料プール水１４中に裸の状態で保管されるのに対し、実施例３の燃料貯蔵プール１１は、使用済み燃料１２全体を覆うような収納容器５を備えている点である。

この収納容器５は、上下ともに適切な複数の開口部５ａを有しており、使用済み燃料１２を完全に密閉してしまうのではなく、地震や災害時に燃料を直接的な機械的損傷から防止するためのものである。

また、実施例３では、使用済み燃料１２の収納容器５の下部に、使用済み燃料１２が万―溶融した場合に、溶融デブリを捕獲するためのコアキャッチャ６を設置している。このコアキャッチャ６は、キャッチャサポート６ａにより燃料貯蔵プール１１の下端部に固定されている。

これにより、使用済み燃料１２全体を収納容器５で覆っているので、燃料貯蔵プール１１から使用済み燃料１２が露出することがなく、収納容器５の開口部５ａで燃料プール水１４の上下での自然循環による冷却能力を確保することが可能となる。

また、使用済み燃料１２の収納容器５の下部に、コアキャッチャ６を設置しているので、万一、使用済み燃料１２が溶融してもコンクリート製の燃料貯蔵プール１１に落下することがなく、構造健全性が確保される。

図６は、本発明の原子力プラントの実施例４における復水タンク３１の概略構成を示すものである。実施例４における復水タンク３１の概略構成は、参考例１と略同一であり、ここでの詳細説明は省略し、実施例４に関連する構成のみの説明とする。

図６に示す実施例４の復水タンク３１が参考例１の復水タンク３１と相違する点は、参考例１では、復水タンク３１内の凝縮器３２の伝熱管３３は、外殻（シェル）に覆われていない裸の状態で冷却水３５に接しているのに対し、実施例４での凝縮器３２は、多管式熱交換器であるのに加えて、凝縮器３２の伝熱管３３の外側にシェル５１を設置すると共に、このシェル５１の上下に、それぞれ少なくとも１つ以上の下部開口部５２、上部開口部５３を備えていることである。

これにより、参考例１と同様な効果が得られることは勿論、復水タンク３１内の冷却水３５は、シェル５１の下部開口部５２、上部開口部５３を利用することで流入上昇流５４、流出上昇流５５が流れて自然循環され、しかも、複数本の伝熱管３３外の流れが加速されて冷却能力が向上する効果を有する。

また、本実施例では、使用済み燃料１２の崩壊熱は、積極的な除熱によって放熱されるため、参考例１と比べても更に静的な冷却能力を向上させることができる。

図７は、本発明の原子力プラントの実施例５における復水タンク３１の概略構成を示すものである。実施例５における復水タンク３１の概略構成は、参考例１と略同一であり、ここでの詳細説明は省略し、実施例５に関連する構成のみの説明とする。

図７に示す実施例５の復水タンク３１が、参考例１の復水タンク３１と相違する点は、復水タンク３１にオーバーフローライン５６を備えた点である。

これにより、参考例１と同様な効果が得られることは勿論、復水タンク３１外から開閉弁８２を全開して、異常事象発生時に給水配管８１から冷却水を供給しても、オーバーフローライン５６を介して一定の水位を確保することができるので、使用済み燃料１２の崩壊熱を除去するために十分な冷却を続けることが可能になる。

また、本実施例では、使用済み燃料１２の崩壊熱は、積極的な除熱によって放熱されるため、参考例１と比べても更に静的な冷却能力を向上させることができる。

図８は、本発明の原子力プラントの実施例６における復水タンク３１の概略構成を示すものである。実施例６における復水タンク３１の概略構成は、参考例１と略同一であり、ここでの詳細説明は省略し、実施例６に関連する構成のみの説明とする。

図８に示す実施例６の復水タンク３１が参考例１の復水タンク３１と相違する点は、参考例１では、復水タンク３１内の凝縮器３２の伝熱管３３は、フラットな平滑管であるのに対し、実施例６の凝縮器３２は、伝熱管３３の外表面に放熱用フィン５７を備えている点である。

これにより、参考例１と同様な効果が得られることは勿論、復水タンク３１内の冷却水３５は、伝熱管３３の外表面に放熱用フィン５７を備えている分放熱面積を拡大することができ、伝熱管３３外部の冷却性能を向上させることができる。

更に、伝熱管３３内をコルゲート管やディンプル管のような非平滑管にすれば、凝縮液膜が剥がれ易く、管内での凝縮性能も向上する。

また、本実施例では、使用済み燃料１２の崩壊熱は、積極的な除熱によって放熱されるため、参考例１と比べても更に冷却能力を向上させることができる。

図９は、本発明の原子力プラントの実施例７における復水タンク３１の概略構成を示すものである。実施例７における復水タンク３１の概略構成は、参考例１と略同一であり、ここでの詳細説明は省略し、実施例７に関連する構成のみの説明とする。

図９に示す実施例７の復水タンク３１が参考例１の復水タンク３１と相違する点は、参考例１では、復水タンク３１内の凝縮器３２の伝熱管３３だけ内蔵するのに対し、実施例７の凝縮器３２は、伝熱管３３の上部に送風する送風ファン６３を備えている点である。

具体的には、復水タンク３１内の水が蒸発して完全に無くなり、燃料貯蔵プール１１からの蒸気を凝縮させる冷却方法を、水冷式から空冷式に切り替える状態を想定している。即ち、凝縮器３２の伝熱管３３の冷却方式を、自然放熱式から送風ファン６３による強制空気冷却方式に切り換えた例である。

本実施例では、送風ファン６３は、復水タンク３１の上部に設置されていて、凝縮器３２の伝熱管３３に対して上から下に向けて空気を強制的に供給する方式である。送風ファン６３は、主軸６２を介して電動機６１により回転される。この場合、送風ファン６３による送風方向は、上向き、下向き、横向きのいずれの場合であっても可能である。

また、本実施例では、凝縮器３２の伝熱管３３には放熱面積を大きくするために多数の放熱フィン５７を設置しているが、送風ファン６３によって放熱フィン５７を強制冷却することができれば、伝熱管３３の伝熱面積を小さくすることができ、放熱フィン５７を小型化し、ひいては凝縮器３２をコンパクトに構成することができる。

勿論、本実施例は、放熱フィン５７の強制冷却機構が付加されてはいるが、参考例１の構成を包含しているため、送風ファン６３が駆動しなくても凝縮器３２そのものは機能する。

これにより、参考例１と同様な効果が得られることは勿論、伝熱管３３外部の冷却性能を向上させることができる。

また、本実施例では、送風ファン６３を駆動した場合には、使用済み燃料１２の崩壊熱は、凝縮器３２の放熱効率が向上し、より冷却効果が高まるため、参考例１と比べても更に冷却能力を向上させることができる。

図１０は、本発明の原子力プラントの実施例８における復水タンク３１と燃料貯蔵プール１１の配置関係の一例を示すものである。実施例８における復水タンク３１及び燃料貯蔵プール１１の概略構成は、参考例１と略同一であり、ここでの詳細説明は省略し、実施例８に関連する構成のみの説明とする。

図１０に示す実施例８が参考例１と相違する点は、参考例１では、復水タンク３１は燃料貯蔵プール１１より上方に設置すれば良いが、実施例８では、凝縮器３２を内蔵した復水タンク３１を、タービン建屋７０と同一の地上面７９に設置されている原子炉建屋１０より高い高台７２へ設置させた点である。ここで、原子炉建屋１０外の高台７２とは、原子炉建屋１０の頂部より高い高台７２である。

具体的には、地震や津波対策用として、非常時にも自然冷却機能が確保されるように、原子炉建屋１０の頂部より高い高台７２に復水タンク３１を設置したものである。

これにより、参考例１と同様な効果が得られることは勿論、復水タンク３１が原子炉建屋１０内の燃料貯蔵プール１１より高い場所に設置されているので、自然の重力落下を利用できるため、燃料貯蔵プール１１と復水タンク３１の自然循環能力がさらに高まる。
［参考例２］

図１１は、本発明の原子力プラントの参考例２における復水タンク３１と燃料貯蔵プール１１の配置関係の一例を示すものである。参考例２における復水タンク３１及び燃料貯蔵プール１１の概略構成は、参考例１と略同一であり、ここでの詳細説明は省略し、参考例２に関連する構成のみの説明とする。

図１１に示す参考例２が参考例１と相違する点は、参考例１では、復水タンク３１を原子炉建屋１０の外に設置しているが、参考例２では、凝縮器３２を内蔵した復水タンク３１を原子炉建屋１０の内で、かつ、燃料貯蔵プール１１の上方に設置させた点である。

具体的には、地震や津波対策用として、非常時にも自然の重力落下により自然冷却機能が確保されるように、復水タンク３１を原子炉建屋１０の内の燃料貯蔵プール１１の上方に設置したものである。

これにより、参考例１と同様な効果が得られることは勿論、復水タンク３１を原子炉建屋１０の内の燃料貯蔵プール１１の上方に設置しているので、自然の自由落下を利用できるため、燃料貯蔵プール１１と復水タンク３１の自然循環能力がさらに高まる。

図１２は、本発明の原子力プラントの実施例９における復水タンク３１と燃料貯蔵プール１１の配置関係の一例を示すものである。実施例９における燃料貯蔵プール１１の概略構成は、参考例１と略同一であり、ここでの詳細説明は省略し、実施例９に関連する構成のみの説明とする。

図１２に示す実施例９が参考例１と相違する点は、凝縮器３２を内蔵した復水タンク３１として、原子炉建屋１０内に設置されている炉内機器保管用プール９０を用い、かつ、燃料貯蔵プール１１と炉内機器保管用プール９０を、ほぼ水平に配置した点である。

即ち、本実施例の炉内機器保管用プール９０は、上部に炉内機器（気水分離器、蒸気乾燥器等）を、下部に凝縮器３２をそれぞれ設置し、これら両者を区分するための仕切り板９１を、両者の間に設置している。更に、本実施例では、燃料貯蔵プール１１と炉内機器保管用プール９０内の凝縮器３２を連結する蒸気系配管４１の間に蒸気タービン４３を設置し、この蒸気タービン４３に、該蒸気タービン４３が駆動することにより起動され、主軸４５を介して連結された給水ポンプ４４等からなる蒸気駆動式燃料プール冷却ポンプを備え、凝縮器３２で凝縮された水は、給水ポンプ４４により復水系配管４２を介して燃料貯蔵プール１１へ供給するようになっている。

本実施例は、地震や津波対策用として、非常時用に新たなプールやタンクを設置しないで、既設の炉内機器保管用プール９０を有用したものである。

これにより、参考例１と同様な効果が得られることは勿論、燃料貯蔵プール１１と復水タンク３１の冷却能力がさらに高まる。

図１３は、本発明の原子力プラントの実施例１０における燃料貯蔵プール１１の概略構成を示すものである。実施例１０における燃料貯蔵プール１１の概略構成は、参考例１と略同一であり、ここでの詳細説明は省略し、実施例１０に関連する構成のみの説明とする。

図１３に示す実施例１０が参考例１と相違する点は、燃料貯蔵プール１１内の気相空間内の水素濃度を検出し、その水素濃度が水素可燃限界濃度を超えない範囲で、燃料貯蔵プール１１内の水素ガスを大気中に放出するようにした点である。

即ち、本実施例では、燃料貯蔵プール１１内の気相空間内の水素濃度を検出する水素濃度検出器７１と、燃料貯蔵プール１１の気相空間と原子炉建屋１０の外部空間とを接続する水素排出管路７４と、この水素排出管路７４の流路を開閉する制御弁７３とを備え、更に、燃料貯蔵プール１１には、該燃料貯蔵プール１１の気相空間と接続する検出口７２が設けられており、この検出口７２が水素濃度検出器７１に接続されている。

そして、検出口７２を介して水素濃度検出器７１により検出される燃料貯蔵プール１１内の気相空間の水素濃度を見て、燃料貯蔵プール１１内の気相空間の水素濃度が空気中の酸素と反応するための水素可燃限界の濃度以下の範囲であることを条件として、制御弁７３に水素濃度検出器７１から指令信号を出力することによって制御弁７３を開放し、水素排出管路７４を介して水素７５を排出するものである。

特に図示していないが、水素濃度検出器７１の検出信号を基に制御弁７３を開閉制御する制御装置を設置してもよい。

このような本実施例によれば、参考例１と同様の効果が得られることは勿論、燃料貯蔵プール１１内における水素燃焼の発生を抑制することができ、地震や津波対策用として、非常時にも水素爆発を防止することができる。

図１４は、本発明の原子力プラントの実施例１１における燃料貯蔵プール１１の概略構成を示すものである。実施例１１における燃料貯蔵プール１１の概略構成は、参考例１と略同一であり、ここでの詳細説明は省略し、実施例１１に関連する構成のみの説明とする。

図１４に示す実施例１１が参考例１と相違する点は、燃料貯蔵プール１１と復水タンク３１内の凝縮器３２を連結する蒸気系配管４１ａの間に制御弁７３を設置して、燃料貯蔵プール１１内の圧力が制限値以上になったら制御弁７３を全開放し、凝縮器３２内へ蒸気を排出するようにした点である。

即ち、本実施例では、燃料貯蔵プール１１内の気相空間の圧力を検出する圧力検出器７６と、燃料貯蔵プール１１と原子炉建屋１０の外部空間とを接続する蒸気系配管４１ａと、この蒸気系配管４１ａの流路を開閉する制御弁７３とを備え、更に、燃料貯蔵プール１１には、該燃料貯蔵プール１１内の気相空間と接続する検出口７２が設けられており、この検出口７２が圧力検出器７６に接続されている。

そして、検出口７２を介して圧力検出器７６により検出される燃料貯蔵プール１１内の気相空間の圧力を見て、燃料貯蔵プール１１内の気相空間の圧力が２０ｋＰａ以下の範囲であることを条件として、制御弁７３に圧力検出器７６から指令信号を出力することによって制御弁７３を開放し、蒸気系配管４１ａを介して蒸気を排出するものである。

特に図示していないが、圧力検出器７６の検出信号を基に制御弁７３を開閉制御する制御装置を設置してもよい。

このような本実施例によれば、参考例１と同様の効果が得られることは勿論、燃料貯蔵プール１１内における水位低下を抑制することができる。

図１５は、本発明の原子力プラントの実施例１２における燃料貯蔵プール１１の概略構成を示すものである。実施例１２における燃料貯蔵プール１１の概略構成は、参考例１と略同一であり、ここでの詳細説明は省略し、実施例１２に関連する構成のみの説明とする。

図１５に示す実施例１２が参考例１と相違する点は、燃料貯蔵プール１１と復水タンク３１内の凝縮器３２を連結する蒸気系配管４１ａの間に制御弁７３を設置して、燃料貯蔵プール１１内の温度が制限値以上になったら制御弁７３を全開放し、凝縮器３２内へ蒸気を排出するようにした点である。

即ち、本実施例では、燃料貯蔵プール１１内の気相空間の温度を検出する温度検出器７７と、燃料貯蔵プール１１と原子炉建屋１０の外部空間とを接続する蒸気系配管４１ａと、この蒸気系配管４１ａの流路を開閉する制御弁７３とを備え、更に、燃料貯蔵プール１１には、該燃料貯蔵プール１１内の気相空間と接続する検出口７２が設けられており、この検出口７２が温度検出器７７に接続されている。

そして、検出口７２を介して温度検出器７７により検出される燃料貯蔵プール１１内の気相空間の温度を見て、燃料貯蔵プール１１内の気相空間の温度が６０℃以下の範囲であることを条件として、制御弁７３に温度検出器７７から指令信号を出力することによって制御弁７３を開放し、蒸気系配管４１ａを介して蒸気を排出するものである。

特に図示していないが、温度検出器７７の検出信号を基に制御弁７３を開閉制御する制御装置を設置してもよい。

このような本実施例によれば、参考例１と同様の効果が得られることは勿論、燃料貯蔵プール１１内における水位低下を抑制することができる。

図１６は、本発明の原子力プラントの実施例１３における燃料貯蔵プール１１の概略構成を示すものである。実施例１３における燃料貯蔵プール１１の概略構成は、参考例１と略同一であり、ここでの詳細説明は省略し、実施例１３に関連する構成のみの説明とする。

図１６に示す実施例１３が参考例１と相違する点は、燃料貯蔵プール１１と復水タンク３１内の凝縮器３２を連結する蒸気系配管４１ａの間に制御弁７３を設置して、停電による全電源喪失状態の場合に、燃料貯蔵プール１１の燃料プール水１４を強制循環冷却するポンプ２２が停止したら制御弁７３を全開放、凝縮器３２内へ蒸気を排出するようにした点である。

即ち、本実施例では、燃料貯蔵プール１１内の水位を見て全電源喪失を検出する水位検出器７８と、燃料貯蔵プール１１と原子炉建屋１０の外部空間とを接続する蒸気系配管４１ａと、この蒸気系配管４１ａの流路を開閉する制御弁７３とを備え、更に、燃料貯蔵プール１１には、該燃料貯蔵プール１１内の水位の下限値に接続される検出口７２が設けられており、この検出口７２が水位検出器７８に接続されている。

そして、検出口７２を介して水位検出器７８により検出される燃料貯蔵プール１１内の水位が下限値に達しているか否かを見て、該水位検出器７８の指示により必要と判断された場合に、全電源喪失状態であることを条件として、制御弁７３に水位検出器７８から指令信号を出力することによって制御弁７３を開放し、蒸気系配管４１ａを介して蒸気を排出するものである。

特に図示していないが、例えば水位下限値のような水位検出器７８の指示を基に制御弁７３を開閉制御する制御装置を設置してもよい。

このような本実施例によれば、参考例１と同様の効果が得られることは勿論、燃料貯蔵プール１１内における水位低下を抑制することができる。

以上説明した各実施例においては、ＢＷＲに本発明を適用した場合を例に挙げて説明したが、ＢＷＲに限らず、改良型沸騰水型軽水炉を含めて、核燃料一次貯蔵プールを有するプラントであれば本発明は適用可能である。例えば、加圧水型原子力プラントや高速増殖炉型原子力プラント等の他方式の原子力プラントに本発明を適用した場合においても、ＢＷＲに本発明を適用した場合と同様の効果が得られる。

また、各実施の形態は適宜組み合わせ可能であり、本発明の技術思想を逸脱しない範囲で適宜設計変更可能である。例えば、本実施例では、燃料貯蔵プール１１には、循環水系２１と凝縮器３２を備えた復水タンク３１の両方が接続されているが、必ずしも両方燃料貯蔵プール１１に接続されている必要はなく、凝縮器３２を備えた復水タンク３１が接続されていれば、本発明の目的は達成される。

１…炉心、２…原子炉圧力容器、３…格納容器、４…圧力抑制プール、４１ａ…液、５…収納容器、５ａ…開口部、６…コアキャッチャ、６ａ…キャッチャサポート、７…真空引き配管、８…開閉弁、１０…原子炉建屋、１１…燃料貯蔵プール、１２…使用済み燃料、１３…上蓋、１４…燃料プール水、２１…循環水系、２１ａ…給水路、２１ｂ…排水路、２２…ポンプ、２３…冷却水熱交換器、２４ａ、２４ｂ…海水、２５…海水ポンプ、２６…冷却水タンク、３１…復水タンク、３２…凝縮器、３３…伝熱管、３４…水室、３５…冷却水、３６…海水循環系、３６ａ、３６ｂ…海水、３７…海水ポンプ、３９…冷却部、４１、４１ａ…蒸気系配管、４１ｂ…ベント用弁、４１ｃ…ベント配管、４２…復水系配管、４３…蒸気タービン、４４、４６…給水ポンプ、４５、４７…主軸、５１…シェル、５２…下部開口部、５３…上部開口部、５４…流入上昇流、５５…流出上昇流、５６…オーバーフローライン、５７…放熱用フィン、６１…電動機、６２… 主軸、６３…送風ファン、７０… タービン建屋、７１…水素濃度検出器、７２…検出口、７３…制御弁、７４…水素排出管路、７５…水素排出、７６…圧力検出器、７７… 温度検出器、７８…水位検出器、７９…地上面、８１…非常時給水配管、８２…開閉弁、９０…炉内機器保管用プール、９１…仕切り板。

Claims (24)

1. 核燃料を含む炉心が内包される原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器が格納される格納容器と、使用済み燃料が燃料プール水中に保管される燃料貯蔵プールと、前記原子炉圧力容器、前記格納容器及び前記燃料貯蔵プールが収容される原子炉建屋とを備えた原子力プラントであって、
   前記原子炉建屋外に設置され、冷却水中に凝縮器が内蔵されている復水タンクと、前記燃料貯蔵プールで蒸発した蒸気を前記凝縮器に搬送する蒸気系配管と、該蒸気系配管の途中に設置され、該蒸気系配管を搬送された蒸気で駆動される蒸気タービンと、前記蒸気系配管で搬送された蒸気が前記凝縮器で凝縮されて復水した水を前記燃料貯蔵プールに供給する復水系配管と、該復水系配管の途中に設置されると共に、前記蒸気タービンで起動されて前記復水系配管を通る水を前記燃料貯蔵プールに送る給水ポンプとを更に備えていることを特徴とする原子力プラント。
2. 核燃料を含む炉心が内包される原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器が格納される格納容器と、使用済み燃料が燃料プール水中に保管される燃料貯蔵プールと、前記原子炉圧力容器、前記格納容器及び前記燃料貯蔵プールが収容される原子炉建屋と、前記燃料貯蔵プールと前記原子炉建屋外に設置されている冷却水タンクが配管で接続され、該燃料貯蔵プールの燃料プール水が、前記配管を介して前記燃料貯蔵プールと冷却水タンク間を循環する循環水系とを備えた原子力プラントであって、
   前記原子炉建屋外に設置され、冷却水中に凝縮器が内蔵されている復水タンクと、前記燃料貯蔵プールで蒸発した蒸気を前記凝縮器に搬送する蒸気系配管と、該蒸気系配管の途中に設置され、該蒸気系配管を搬送された蒸気で駆動される蒸気タービンと、前記蒸気系配管で搬送された蒸気が前記凝縮器で凝縮されて復水した水を前記燃料貯蔵プールに供給する復水系配管と、該復水系配管の途中に設置されると共に、前記蒸気タービンで起動されて前記復水系配管を通る水を前記燃料貯蔵プールに送る給水ポンプとを更に備えていることを特徴とする原子力プラント。
3. 請求項１又は２に記載の原子力プラントにおいて、
   前記復水タンクは、その内部の前記冷却水が海水ポンプで汲み上げられた海水と熱交換して熱を海水に放出する海水循環系を備え、前記海水ポンプは、前記蒸気タービンで起動されることを特徴とする原子力プラント。
4. 請求項１乃至３のいずれかに記載の原子力プラントにおいて、
   前記燃料貯蔵プールの上部に上蓋を設け、該燃料貯蔵プール内の燃料プール水を密閉すると共に、前記蒸気系配管及び復水系配管は前記上蓋を貫通してい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において、
   前記上蓋は複数に分割されていることを特徴とする原子力プラント。
6. 請求項１乃至５のいずれかに記載の原子力プラントにおいて、
   前記燃料貯蔵プール室内の飽和圧力を２０ｋＰａ以下としたことを特徴とする原子力プラント。
7. 請求項１乃至６のいずれかに記載の原子力プラントにおいて、
   前記凝縮器は、水室と伝熱管を備えた多管式熱交換器で構成され、前記水室が前記復水タンクの外に、前記伝熱管が複水タンクの内にそれぞれ設置されていることを特徴とする原子力プラント。
8. 請求項１乃至７のいずれかに記載の原子力プラントにおいて、
   前記燃料貯蔵プール内に、前記使用済み燃料を覆う容器を設け、該容器は、その上下に少なくとも１つ以上の開口部を有することを特徴とする原子力プラント。
9. 請求項８に記載の原子力プラントにおいて、
   前記容器の下部に、溶融デブリを捕獲するためのコアキャッチャが設置されていることを特徴とする原子力プラント。
10. 請求項７に記載の原子力プラントにおいて、
    前記凝縮器の伝熱管の外側にシェルを設け、該シェルの上下にそれぞれ少なくとも１つ以上の開口部を備えていることを特徴とする原子力プラント。
11. 請求項１乃至７のいずれかに記載の原子力プラントにおいて、
    前記復水タンクにオーバーフローラインが設置され、前記復水タンク外から該復水タンクに冷却水が供給されることを特徴とする原子力プラント。
12. 請求項１乃至７のいずれかに記載の原子力プラントにおいて、
    前記凝縮器の伝熱管の外部に、放熱面積を拡大するための放熱用フィンが設置されていることを特徴とする原子力プラント。
13. 請求項４に記載の原子力プラントにおいて、
    前記上蓋に真空引きラインを備えていることを特徴とする原子力プラント。
14. 請求項１乃至１３のいずれかに記載の原子力プラントにおいて、
    前記復水タンクは、前記原子炉建屋の頂部より高い位置の高台に設置されていることを特徴とする原子力プラント。
15. 核燃料を含む炉心が内包される原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器が格納される格納容器と、使用済み燃料が燃料プール水中に保管される燃料貯蔵プールと、前記原子炉圧力容器、前記格納容器及び前記燃料貯蔵プールが収容される原子炉建屋とを備えた原子力プラントであって、
    前記原子炉建屋内に設置され、既設の炉内機器が保管されていると共に、冷却水中に凝縮器が内蔵されている炉内機器保管用プールと、前記燃料貯蔵プールで蒸発した蒸気を前記凝縮器に搬送する蒸気系配管と、該蒸気系配管で搬送された蒸気が前記凝縮器で凝縮されて復水した水を前記燃料貯蔵プールに供給する復水系配管と、前記蒸気系配管の途中に設置され、該蒸気系配管を搬送された蒸気で駆動される蒸気タービンと、前記復水系配管の途中に設置されると共に、前記蒸気タービンで起動されて前記復水系配管を通る水を前記燃料貯蔵プールに送る給水ポンプとを更に備えていることを特徴とする原子力プラント。
16. 請求項１乃至１５のいずれかに記載の原子力プラントにおいて、
    前記燃料貯蔵プール内の気相空間内の水素濃度を検出する水素濃度検出器と、前記燃料貯蔵プールと前記原子炉建屋外の空間とを接続する水素排出管路と、該水素排出管路の流路を開閉する制御弁とを備え、
    前記水素濃度検出器で検出した前記燃料貯蔵プール内の気相空間の水素濃度が、空気中の酸素と反応するための水素可燃限界の濃度以下の範囲であることを条件として、前記制御弁を開放し、前記水素排出管路を介して前記燃料貯蔵プール内の水素を排出することを特徴とする原子力プラント。
17. 請求項１乃至１５のいずれかに記載の原子力プラントにおいて、
    前記燃料貯蔵プール内の気相空間の圧力を検出する圧力検出器と、前記燃料貯蔵プールと前記原子炉建屋の外部空間とを接続する蒸気系配管と、該蒸気系配管の流路を開閉する制御弁とを備え、
    前記圧力検出器で検出した前記燃料貯蔵プール内の気相空間の圧力が、２０ｋＰａ以下の範囲であることを条件として、前記制御弁を開放し、前記蒸気系配管を介して前記燃料貯蔵プール内の蒸気を排出することを特徴とする原子力プラント。
18. 請求項１乃至１５のいずれかに記載の原子力プラントにおいて、
    前記燃料貯蔵プール内の気相空間の温度を検出する温度検出器と、前記燃料貯蔵プールと前記原子炉建屋の外部空間とを接続する蒸気系配管と、該蒸気系配管の流路を開閉する制御弁とを備え、
    前記温度検出器で検出した前記燃料貯蔵プール内の気相空間の温度が、６０℃以下の範囲であることを条件として、前記制御弁を開放し、前記蒸気系配管を介して前記燃料貯蔵プール内の蒸気を排出することを特徴とする原子力プラント。
19. 請求項１乃至１５のいずれかに記載の原子力プラントにおいて、
    前記燃料貯蔵プール内の水位を検出する水位検出器と、前記燃料貯蔵プールと前記原子炉建屋の外部空間とを接続する蒸気系配管と、該蒸気系配管の流路を開閉する制御弁とを備え、
    前記水位検出器で検出した前記燃料貯蔵プール内の水位が水位下限値以下の範囲であることを条件として、前記制御弁を開放し、前記蒸気系配管を介して前記燃料貯蔵プール内の蒸気を排出することを特徴とする原子力プラント。
20. 核燃料を含む炉心が内包される原子炉圧力容器、及び該原子炉圧力容器が格納される格納容器と共に原子炉建屋に収納され、使用済み燃料が保管される燃料貯蔵プール内の燃料プール水が、前記原子炉建屋外に設置されている冷却水タンクと配管を介して循環水系で循環されている該燃料プール水を冷却するに当たって、
    前記燃料プール水を循環させている前記循環水系のポンプが、全電源喪失により作動不良になった状態である場合に、前記燃料貯蔵プールで蒸発した蒸気を、蒸気系配管を介して前記原子炉建屋外に設置されている冷却水中に凝縮器が内蔵されている復水タンクに搬送し、該搬送された蒸気が前記凝縮器で凝縮されて復水した水となり、該水を復水系配管を介して前記燃料貯蔵プール内に供給して前記燃料プール水を冷却することを特徴とする原子力プラントの燃料プール水冷却方法。
21. 核燃料を含む炉心が内包される原子炉圧力容器、及び該原子炉圧力容器が格納される格納容器と共に原子炉建屋に収納され、使用済み燃料が保管される燃料貯蔵プール内の燃料プール水を冷却するに当たって、
    前記燃料貯蔵プールで蒸発した蒸気を、蒸気系配管の途中に設置されている蒸気タービンに供給して当該蒸気タービンを駆動すると共に、前記蒸気系配管を介して前記原子炉建屋外に設置されている冷却水中に凝縮器が内蔵されている復水タンクに搬送し、該搬送された蒸気が前記凝縮器で凝縮されて復水した水となり、該水を復水系配管の途中に設置され、かつ、前記蒸気タービンで起動される給水ポンプで前記復水系配管を介して前記燃料貯蔵プール内に供給して前記燃料プール水を冷却することを特徴とする原子力プラントの燃料プール水冷却方法。
22. 核燃料を含む炉心が内包される原子炉圧力容器、及び該原子炉圧力容器が格納される格納容器と共に原子炉建屋に収納され、使用済み燃料が保管される燃料貯蔵プール内の燃料プール水が、前記原子炉建屋外に設置されている冷却水タンクと配管を介して循環水系で循環されている該燃料プール水を冷却するに当たって、
    前記循環水系が作動不良に陥った場合に、前記燃料貯蔵プールで蒸発した蒸気を、蒸気系配管の途中に設置されている蒸気タービンに供給して当該蒸気タービンを駆動すると共に、前記蒸気系配管を介して前記原子炉建屋外に設置されている冷却水中に凝縮器が内蔵されている復水タンクに搬送し、該搬送された蒸気が前記凝縮器で凝縮されて復水した水となり、該水を復水系配管の途中に設置され、かつ、前記蒸気タービンで起動される給水ポンプで前記復水系配管を介して前記燃料貯蔵プール内に供給して前記燃料プール水を冷却することを特徴とする原子力プラントの燃料プール水冷却方法。
23. 請求項２１又は２２に記載の原子力プラントの燃料プール水冷却方法において、
    前記復水タンクは、その内部の前記冷却水が海水ポンプで汲み上がられた海水と熱交換して熱を海水に放出する海水循環系を備え、前記海水循環系の海水ポンプは、該海水循環系が作動不良に陥った場合に、前記蒸気タービンで起動されることを特徴とする原子力プラントの燃料プール水冷却方法。
24. 請求項２２又は２３に記載の原子力プラントの燃料プール水冷却方法において、
    前記循環水系が作動不良に陥った場合とは、前記燃料プール水を循環させている前記循環水系のポンプが、全電源喪失により作動不良になった状態であり、かつ、前記海水循環系が作動不良に陥った場合とは、前記海水ポンプが全電源喪失により作動不良になった状態であることを特徴とする原子力プラントの燃料プール水冷却方法。

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