JPH02268295A - 原子炉系 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 発明の背景 本発明は原子炉に関するものであって、更に詳しく言え
ば、１種以上の機能障害の発生時に原子炉およびそれの
格納容器を冷却するための技術に関する。

原子炉の通常の運転時には、原子炉容器内の核燃料は蒸
気発生用の水で覆われた状態に保たれている。かかる核
燃料は、実質的な量の内部熱を発生する燃料棒から成っ
ている。原子炉の運転停止後にも、燃料棒中においては
長い期間にわたり崩壊反応が起こって熱を発生し続ける
。

環境に対する安全性の点から見ると、正常運転時および
異常運転時のいずれにおいても放射性物質が放出されな
いことが重要である。かかる放射性物質の中には、たと
えば、原子炉容器内において発生した蒸気およびかかる
蒸気の凝縮によって得られた水が含まれる。

本明細書中において論議される異常運転の中には冷却材
喪失事故が含まれるが、これは構成部品または配管（た
とえば、原子炉建物内の蒸気管路）の破損によって起こ
ることがある。かかる情況下における３つの要求条件は
、（１）原子炉の圧力容器内に水を注入して燃料棒を水
で覆うこと、（２）破損の直後において発生する熱を放
散させること、および（３）破損後の長い期間（数日間
または数週間）にわたり崩壊熱を除去して格納容器の構
造破壊を防止することである。

先行技術に従えば、上記のごとき３つの要求条件を満た
すための冷却水の移動は、電気またはその他の外部動力
源によって駆動される高圧水ポンプによる強制循環の結
果として達成されてきた。

発電所に電力を供給する送電設備が故障した場合には、
上記のポンプを駆動するための電力を供給するという仕
事はディーゼル発電機によって代行されることになって
いる。しかしながら、ディーゼル発電機が所望の時点に
おいて機能しなかったり、あるいは人的エラーのために
系が動作しないという可能性が僅かながら存在すること
も事実である。たとえば蒸気管路の破損による重大な冷
却材喪失事故に続いて上記のごとき障害が起こるという
最悪の場合も考えられるのである。

また、原子炉からの蒸気によって駆動される発電機は、
様々な原因によって突然の負荷喪失に遭遇することがあ
る。かかる情況の下では、原子炉制御系および正規の能
動冷却系が対処し得る能力を越える速度で蒸気需要の低
減が起こる。従来、原子炉制御の結果として熱の発生量
が冷却系の能力範囲内の値に低減するまで、あるいは発
電機に対する負荷が回復するまで、水プール内に配置さ
れた隔離凝縮器によって過剰の蒸気を凝縮することが行
われてきた。この場合、水プールは大気中に開放されて
いるが、蒸気および復水は大気から隔離された状態で隔
Ｍ′Ｊｌ縮器内に保持される。

先行技術においては、原子炉の過渡的運転状態または事
故に際して熱を放散させるための受動冷却系の一部とし
て隔離凝縮器または類似の熱交換器を使用するという着
想は開示されていなかった。

発明の目的および要約 本発明の目的の１つは、先行技術の欠点を解消するよう
な原子炉系を提供することにある。

また、受動的に崩壊熱を除去する安全な原子炉系を提供
することも本発明の目的の１つである。

更にまた、原子炉容器から初期熱を除去し得ると共に、
事故後の長い期間にわたって原子炉からの崩壊熱を除去
しかつ格納容器の境界を通してかかる熱を環境中に放出
し得る受動冷却系を含むような原子炉系を提供すること
も本発明の目的の１つである。

更にまた、冷却材喪失事故の発生時に炉心を覆って冷却
するのに十分な量の水を圧力容器内に供給するために有
効な水圧を生み出す位置に配置された重力作動冷却系プ
ールを含むような原子炉系を提供することも本発明の目
的の１つである。

更にまた、格納容器内に蒸気が放出される際に生じる初
期の大きい熱負荷を格納容器内のサプレッションプール
によって処理するような原子炉系を提供することも本発
明の目的の１つである。かかる原子炉系においてはまた
、重力作動冷却系プール内の水が重力の作用下で圧力容
器内に流入し、そして炉心を覆って冷却する。更にまた
、炉心からの崩壊熱を放散させることが必要な期間を通
じ、大気中に開放された冷却水プール中の隔離凝縮器が
蒸気を凝縮し、そして生じた復水を圧力容器に戻し続け
る。冷却水プール中の水の沸騰によって生じた蒸気は大
気中に放出することができる。冷却水プール中に存在す
る初期水量は、補給を行わなくても十分に長い期間の運
転を可能にするようなものである。本発明の実施の一態
様に従えば、冷却水プールは補給なしに少なくとも７２
時間にわたって原子炉からの崩壊熱を放散させる能力を
有する。

本発明に従って簡単に述べれば、圧力容器内の燃料棒の
位置よりも高い位置に配置された重力作動冷却系プール
が設けられている。圧力容器内において冷却材の喪失が
起こると、先ず最初に、大きい気体空間の下方に一定量
の水を含む密閉されたサプレッションプール内に蒸気を
排出することによって蒸気圧が低下させられる。かかる
サプレッションプールが圧力容器内の蒸気圧を低下させ
るのに十分なだけの蒸気を凝縮する結果、重力作動冷却
系プール内の水が重力の作用下で圧力容器内に流入して
燃料棒を浸漬することができる。また、圧力容器よりも
高い位置において、隔離凝縮器が大量の水の中に沈めら
れている。蒸気はかかる隔離′ａ網器に供給され、そこ
において周囲の水を沸騰させることにより冷却される。

こうして生じた蒸気は大気中に放出される。更にまた、
減圧弁が圧力容器からの蒸気をドライウェル中に放出す
ることにより、圧力の低下が促進されると共に、重力の
作用による冷却水の流入が容易になる。その後、隔離凝
縮器内における蒸気の凝縮によって圧力容器内の圧力が
低下すると、ドライウェル内の蒸気は減圧弁を通って隔
離凝縮器に流れることになる。

本発明の更にもう１つの目的は、自然の対流および蒸発
による熱の伝達に基づく受動的熱除去系を提供すること
にある。かかる熱除去系は、過渡的運転状態または冷却
材喪失事故に際し、原子炉から直接に熱を除去しかつ格
納容器から間接的に熱を除去すると共に、格納容器の境
界を通してかかる熱を放出することができる。このよう
に、発電断の過渡的運転状態および冷却材喪失事故の両
方に対し、２つの相異なる系を使用することなく単一の
系によって熱の除去を行うことができるのである。

本発明の更にもう１つの目的は、原子炉から格納容器内
に放出された初期熱エネルギーがサプレッションプール
によって吸収されるような原子炉系を提供することにあ
る。事故に際してはまた、重力によって作動される受動
系が原子炉内に冷却水を流入させ、そして炉心を覆って
冷却する。更にまた、事故に際しては減圧弁が開放され
る結果、原子炉およびドライウェルの両方から隔離凝縮
器に蒸気を供給することによって受動的な熱除去が達成
される。

本発明の実施の一態様に従って述べれば、内部に原子炉
を収容した格納容器を含むような原子炉系において、（
ａ）熱交換器、（ｂ）前記熱交換器を包囲する水プール
、（ｃ）前記水プールからの蒸気を前記格納容器の外部
環境に逃がすためのガス抜き手段、（ｄ）前記格納容器
の内部から前記熱交換器に加熱された流体を供給して冷
却するための流体供給手段、並びに（ｅ）前記熱交換器
から前記格納容器に冷却された流体を戻すための流体戻
し手段の諸要素を含むことを特徴とする原子炉系が提供
される。

本発明の別の実施の態様に従って述べれば、内部に原子
炉を収容した格納容器を含むような原子炉系において、
（ａ）前記原子炉内に存在する所定の圧力に対抗して前
記原子炉内に冷却水を流すのに十分な高さを持った位置
に配置された冷却水プール、および（ｂ）原子炉事故に
際して前記原子炉内の圧力を前記所定の圧力より低い値
に低下させるための減圧手段を含むことを特徴とする原
子炉系が提供される。

本発明の上記およびその他の目的、特徴並びに利点は、
添付を図面を参照しながら以下の詳細な説明を読めば自
ら明らかとなろう。

好適な実施の態様の詳細な説明 第１図を見ると、本発明に基づく原子炉系１０の関連部
分が示されている。圧力容器１２は格納容器１４（一部
分のみを図示する）の内部に配置されている０通常のご
とく、格納容器１４はその内部に発生する予想圧力値に
耐え得るだけの強度を持った鉄筋コンクリートまたは構
造用鋼で作られている。

公知のごとく、圧力容器１２は一定量の水を含んでいて
、その水は複数の燃料棒（図示せず）から生じる核分裂
の熱によって（直接に、あるいは中間の蒸気発生器を介
して）蒸気に変えられる。

必要に応じ、圧力容器１２内の燃料棒の間に制御棒（図
示せず）を出し入れすることにより、熱の生成量が調節
され、従って蒸気の発生量が調節される。圧力容器１２
（または中間の蒸気発生器）から流出する蒸気は、１本
以上の主蒸気管路１６を通して蒸気タービン発電機（図
示せず）に送られる。

圧力容器１２や主蒸気管路１６のごとき原子炉構成要素
が破損した場合に水および（または）蒸気を封じ込める
ため、圧力容器１２はドライウェル１８によって包囲さ
れている。主蒸気管路１６と密閉された環状のサプレッ
ションプール２２との間には安全リリーフ弁２０が連結
されている。

サプレッションプール２２内は一定量の水２４が含まれ
ていると共に、水２４の表面上には圧縮可能な媒質とし
ての空気を含む実質的な気体空間２６が残されている結
果、サプレッションプール２２内に蒸気を導入し、そし
てかかる蒸気から凝縮した追加の水を収容することが可
能になっている。

安全リリーフ弁２２に連結された排出管２８は水２４の
中に挿入されている結果、気体空間２６内の圧力は排出
管２８の水中に沈められる部分が生み出す水圧の分だけ
排出管２８内の圧力より低く保たれる。バキュームブレ
ーカ弁３０は、後記に詳述されるような特定の条件下で
サプレッションプール２２からドライウェル１８への外
向きの流れを可能にする逆止め弁である。主蒸気管路１
６に連結された減圧弁３２はドライウェル１８に開いて
いる。

また、重力作動冷却系プール３４内には、圧力容器１２
内の全ての燃料棒の上端より実質的に上方の深さまで注
水を行うのに十分な量の水３６が含まれている０重力作
動冷却系プール３４から圧力容器１２への水の流れは、
冷却水制御弁３８によって制御される。この冷却水制御
弁３８は通常の運転時には閉鎖されている。

更にまた、均等化管路５４が水プール（この場合にはサ
プレッションプール２２）と圧力容器１２とを連結して
いる。均等化管路５４中には弁５６が設けられている。

通常は逆止め弁５８が閉じており、それによって圧力容
器１２内の水または水３６がサプレッションプール２２
内に流れ込むことが防止されている。弁５６は冷却水制
御弁３８と同時に作動することができる。均等化管路５
４は、重力作動冷却系プール３４が空になった場合にサ
プレッションプール２２から圧力容器１２内に水を供給
し、それによって炉心を水中に沈めた状態に保つために
役立つ。サプレッションプール２２内の水２４の水位は
、圧力容器１２内の炉心を無限の期間にわたって冷却の
ために必要な深さまで水中に沈めた状態に保つのに十分
なものである。なお、圧力容器１２からドライウェル１
８内に水が放出された場合でも、その水はドライウェル
１８の下部に蓄積した後に自動的に水２４中に戻される
。

圧力容器１２の頂部付近には、隔離管路４２および隔離
弁４４を介して隔離凝縮器４０が連結されている。隔離
凝縮器４０の出口（１ｍ（すなわち復水側）と圧力容器
１２の底部付近の位置との間には、隔離帰り管路４６お
よび隔離弁４７が連結されている。隔１１１縮器４０は
大量の水５０を含む隔離プール４８内に沈められている
。隔離プール４８は、煙突５２によって表わされている
ごとく、大気中に開いている０通常の運転に際しては、
安全リリーフ弁２０、減圧弁３２、冷却水制御弁３８お
よび隔離弁４４または４７が閉鎖されている。

圧力容器１２内において発生した蒸気は、主蒸気管路１
６を通して蒸気タービン（図示せず）に送られる。通常
の施設においては、使用済みの蒸気は凝縮された後、圧
力容器１２に戻されて再使用される。圧力容器１２内の
水および蒸気は放射性を有することがあり、従っていか
なる予測可能な非常時においても大気中に放出してはな
らないのである。

圧力容器１２内における冷却材の喪失または主蒸気管路
１６の破損が起こった場合には、安全リリーフ弁２０が
開放され、従って流出する蒸気は排出管２８を通ってサ
プレッションプール２２内の水２４巾に流れ込む、最初
、水２４は約１００°Ｆの温度を有している。水２４中
に蒸気が流れ込んで凝縮するのに伴い、主蒸気管路１６
および圧力容器１２内の蒸気圧は低下し、かつ水２４の
温度は上昇する。このような過程が継続する間に、正規
の原子炉制御装置が作動され、それにより圧力容器１２
内において発生する熱の量が低減させられる。

水２４の温度が約１２０°Ｆに上昇するまでには、圧力
容器１２内の圧力は十分に低下する。その結果、重力作
動冷却系プール３４の高さがもたらす水圧が圧力容器１
２内の圧力よりも大きくなる。

また、主蒸気管路１６からドライウェル１８内に蒸気を
逃がすための手段として減圧弁３２が開放されると共に
、冷却水制御弁３８が開放され、それによって重力作動
冷却系プール３４内の水３６が圧力容器１２内に流れ込
む。このようにして、全ての燃料棒が水中に沈められる
。

隔離弁４４および４７が開放されることにより、蒸気が
圧力容器１２から隔離凝縮器４０内に流れ込み、そこに
おいて凝縮して水になり、次いで隔離帰り管路４６を通
って圧力容器１２に戻る。その際には、隔離凝縮器４０
から水５０に熱が伝達され、従って水５０が沸騰する。

隔離プール４８内には、圧力容器１２内の燃料棒からの
崩壊熱によって発生された蒸気を補給なしに約７８時間
にわたって吸収するのに十分なだけの水５０が含まれて
いる。水５０は隔離されているから、隔離凝縮器４０内
の水および蒸気によって汚染されることはない。従って
、水５０は必要に応じて任意の通常の給水源から補給す
ることができるのであって、それにより面倒な水汚染の
問題が生じることはない。

隔Ｎ帰り管路４６中に設けられた分離室６０は、隔離帰
り管路４６および隔離弁４７を通して圧力容器１２に戻
される復水を集めるために役立つ。

分離室６０はまた、隔Ｎ′ａ縮器４０から排出される非
凝縮性のガスを集め、そしてガス抜き管路６２およびガ
ス抜き弁６４を通してそれらをサプレッションプール２
２内に逃がす。このように非凝縮性のガスを逃がすこと
により、事故のあらゆる段階において（とりわけ、ドラ
イウェル１８およびサプレッションプール２２の冷却が
開始された後において）、隔離凝縮器４０による原子炉
崩壊熱の除去を継続することが可能となる。なお、必要
ならば送風機（図示せず）の使用により、ガス抜き管路
６２を格納容器１４内のその他の区域に導くことも可能
である。ガス抜き弁６４は通常は閉鎖されているのであ
って、主蒸気管路１６の破損または圧力容器１２からの
冷却材喪失後において隔離凝縮器４０が格納容器１４か
らの崩壊熱を除去している場合にのみ開放される。

減圧弁３２が開放されると、ドライウェル１８内の圧力
は圧力容器１２内の圧力にほぼ等しい値にまで上昇する
。隔離弁４４および４７の開放によって達成される冷却
が進行するのに伴い、圧力容器１２内の圧力はドライウ
ェル１８内の圧力よりも低くなる。その場合には、蒸気
がドライウェル１８から減圧弁３２内に流れ込み、次い
でそこから隔離凝縮器４０に送られて凝縮される。

ドライウェル１８内の圧力がなお一層低下すると、それ
は遂には気体空間２６内の圧力よりも低い値に達する。

その差が排出管２８のうちで水２４中に沈められた部分
によって生み出される水圧を越えると、バキュームブレ
ーカ弁３０が開いて気体空間２６内の蒸気をドライウェ
ル１８に逃がす。

ある種の施設においては、格納容器１４から熱を除去す
る仕事の全てを隔離凝縮器４０の使用によって達成し得
ることが予測される。このような施設においては、サプ
レッションプール２２およびそれに付随する構成要素を
省くことができる。

上記の説明においては、説明の便宜上からただ１種の簡
略化された装置を使用したが、それ以外にも様々な変更
態様が可能である。たとえば、商業的な原子炉系におい
ては、適当な弁および制御手段を伴った２本以上の主蒸
気管路が使用される場合がある。また、水５０中にはた
だ１台の隔離凝縮器４０が沈められているが、水５０を
含む同じプールまたは相異なるプール中に沈められた２
台以上の隔離凝縮器４０を使用する方が好ましいように
思われる。好適な実、施の態様に従えば、単一の大形隔
離プール４８内に４台の隔離凝縮器４０が配置される。

この場合、原子炉系１０からの崩壊熱の全てを３台の隔
Ｎ′ａ縮器４０によって吸収することができる。それ故
、１台の隔離凝縮器４０に故障が起こっても、残り３台
の隔離凝縮器４０によって仕事を完遂することができる
のである。

また、核分裂の熱を用いて水を加熱すると共に、蒸気発
生器を介して第２のループ中に蒸気を発生させるような
原子炉も本発明の適用範囲内に含まれるものと考えられ
る。かかる原子炉においても隔離凝縮器を使用すること
ができる。事故が発生すると、最初、原子炉の冷却水は
隔離凝縮器に導かれ、そしてそれの熱が蒸気の発生なし
に外部のプールに放出される。かかる初期の減圧または
ブローダウンを行った後、原子炉は蒸気を発生する。

この蒸気は適当な流路を用いて隔離凝縮器に導かれるが
、かかる流路は当業者にとって自明であろう０本発明の
このような実施の態様は、上記に記載された特定構造の
格納容器の使用を必ずしも必要としない。

ここで言う「隔離凝縮器」とは、原子炉からの加熱され
た流体〈たとえば、水、蒸気またはそれらの混合物）を
受入れ、そして１組の管群を介して格納容器境界の外部
の水プール中（そして大気中）に熱を放出するために役
立つ熱交換器を意味する。

かかる受動的熱除去を無期限に継続するためには、隔離
プール４８の容量を増大させるか、あるいは隔離プール
４８内において発生した蒸気を凝縮し、そして生じた復
水を水５０中に戻すようにすればよい。

本発明は、あらゆる形式の軽水冷却型原子炉施設に対し
て適用することができる。

以上、添付の図面を参照しながら本発明の好適な実施の
態様を説明したが、本発明はかかる特定の実施の態様の
みに限定されるわけではない。すなわち、前記特許請求
の範囲によって規定される本発明の範囲から逸脱するこ
となしに各種の変更態様が可能であることは当業者にと
って自明であろう。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の実施の一態様に基づく原子炉系の略図
である。 図中、１０は原子炉系、１２は圧力容器、１４は格納容
器、１６は主蒸気管路、１８はドライウェル、２０は安
全リリーフ弁、２２はサプレッションプール、２４は水
、２６は気体空間、２８は排出管、３０はバキュームブ
レーカ弁、３２は減圧弁、３４は重力作動冷却系プール
、３６は水、３８は冷却水制御弁、４０は隔離凝縮器、
４２は隔離管路、４４は隔離弁、４６は隔離帰り管路、
４７は隔離弁、４８は隔離プール、５０は水、５２は煙
突、５４は均等化管路、５６は弁、５８は逆止め弁、６
０は分離室、６２はガス抜き管路、そして６４はガス抜
き弁を表わす。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、内部に原子炉を収容した格納容器を含むような原子
   炉系において、（ａ）熱交換器、（ｂ）前記熱交換器を
   包囲する水プール、（ｃ）前記水プールからの蒸気を前
   記格納容器の外部環境に逃がすためのガス抜き手段、（
   ｄ）前記格納容器の内部から前記熱交換器に加熱された
   流体を供給して冷却するための流体供給手段、並びに（
   ｅ）前記熱交換器から前記格納容器に冷却された流体を
   戻すための流体戻し手段の諸要素を含むことを特徴とす
   る原子炉系。 ２、前記流体供給手段が減圧弁を含んでいて、前記減圧
   弁を開放することによって前記原子炉の外部に位置する
   前記格納容器の内部空間から前記熱交換器に流体を流す
   ことができる請求項１記載の原子炉系。 ３、（ａ）前記原子炉内に存在する所定の圧力に対抗し
   て前記原子炉内に冷却水を流すのに十分な高さを持った
   位置に配置された冷却水プール、および（ｂ）原子炉事
   故に際して前記原子炉内の圧力を前記所定の圧力より低
   い値に低下させるための減圧手段が追加包含される請求
   項１記載の原子炉系。 ４、（ａ）前記格納容器内に配置されていて、内部に一
   定量の水を含むと共に、前記水の上方に実質的な気体空
   間を含むサプレッションプール、および（ｂ）前記原子
   炉からの加熱された流体を前記サプレッションプール内
   に導入して冷却するためのガス抜き手段が追加包含され
   る請求項１記載の原子炉系。 ５、（ａ）前記原子炉内に存在する所定の圧力に対抗し
   て前記原子炉内に冷却水を流すのに十分な高さを持った
   位置に配置された冷却水プール、および（ｂ）原子炉事
   故に際して前記原子炉内の圧力を前記所定の圧力より低
   い値に低下させるための減圧手段が追加包含される請求
   項４記載の原子炉系。 ６、前記減圧手段が前記ガス抜き手段を含む請求項５記
   載の原子炉系。 ７、内部に原子炉を収容した格納容器を含むような原子
   炉系において、（ａ）前記原子炉内に存在する所定の圧
   力に対抗して前記原子炉内に冷却水を流すのに十分な高
   さを持った位置に配置された冷却水プール、および（ｂ
   ）原子炉事故に際して前記原子炉内の圧力を前記所定の
   圧力より低い値に低下させるための減圧手段を含むこと
   を特徴とする原子炉系。 ８、前記減圧手段が前記原子炉からの蒸気中に含まれる
   熱を放散させるための熱放散手段を含む請求項７記載の
   原子炉系。 ９、前記熱放散手段が（ａ）サプレッションプール、（
   ｂ）前記サプレッションプール内に配置され、かつ前記
   原子炉内の圧力を前記所定の圧力より低い値にまで低下
   させるのに十分なだけの熱を吸収するのに有効な量の水
   、（ｃ）前記サプレッションプール内において前記水の
   上方に位置する実質的な量の空気、および（ｄ）前記蒸
   気を前記水の表面下に供給するための手段を含む請求項
   ８記載の原子炉系。 １０、前記空気と前記格納容器の内部との間に配置され
   ていて、前記空気の圧力が前記格納容器内の圧力を所定
   量だけ越えた場合に前記空気を前記格納容器内に逃がす
   ように構成された逆止め弁が追加包含される請求項９記
   載の原子炉系。 １１、前記所定量が前記水の表面下に前記蒸気を供給す
   ることによつて生じる水圧を含む請求項１０記載の原子
   炉系。 １２、前記減圧手段が（ａ）隔離熱交換器、（ｂ）前記
   隔離熱交換器を沈めた隔離プール、（ｃ）前記原子炉お
   よび前記格納容器の少なくとも一方から前記隔離熱交換
   器に加熱された流体を供給するための受動的供給手段を
   含んでいて、前記受動的供給手段には冷却された流体を
   前記熱交換器から前記原子炉に戻すための手段が含まれ
   る請求項７記載の原子炉系。