JPH02281191A - 水冷核分裂炉 - 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】 技術分野 この発明は商業発電に通常用いられている形式の水冷核
分裂炉用のメインテナンス、運転および安全手段に関す
る。この発明は、原子炉プラントの運転中のさまざまの
不運な事故、思わぬ事態、メインテナンスおよび検査活
動を安全にとり扱うための実用的な手段に関する。

発明の背景 核分裂原子炉プラントを運転する上で安全は近年最大の
関心事項になっている。一番重大な不測の事態は熱を発
生する核分裂性燃料を含有する原子炉圧力容器内の、あ
るいは水冷に依拠する他の場所および／または機能での
水冷却材の喪失である。　さらに、核分裂炉プラントで
は、水はしばしば多重機能の役割を果たし、なかでも、
燃料を冷却するための熱エネルギー移送媒体の機能およ
び放射線に対する遮蔽機能を果たしている。したがって
、使用できる水を十分に供給することは、核分裂炉プラ
ントを安全かつ効率的に運転する上での基本的必要条件
である。

水は通常原子炉建屋のいくつかのプールにはいっている
。特定のメインテナンス、検査および運転条件の間、水
を特定のプールからまたは特定のプールに移送すること
が必要になることがある。

この水は僅かに汚染されているかもしれないが、この水
を一時的に貯蔵するために原子炉建屋または格納構造内
の現存する水のプールを利用すれば、水をクリーンアッ
プするのに必要なコストを低減もしくはなくすことがで
き、また水を原子炉周囲に放出する必要がなくなる。

代表的な水冷減速核分裂炉プラント設備、たとえばいわ
ゆる沸騰水形原子炉には、その格納構造の内部および周
囲に相当量の水を収容する重要な室が２つ以上あり、具
体的にはサプレッションプール、重力排水冷却プール、
受動格納構造冷却プール、補給プール、分離コンデンサ
または事故後冷却用熱交換器プールおよび上部プールが
ある。

サプレッションプールは、原子炉プラント格納ノ＼ウジ
ングの下部に位置し、通常格納構造の外壁と原子炉圧力
容器を囲む中心ドライウェルとの間の環状の室からなる
。サプレッションプールの機能は、原子炉圧力容器およ
びその関連加圧系から放出または漏出した高熱高圧蒸気
（スチーム）を凝縮し冷却するために多量の水を供給す
ることにある。

重力排水冷却プールは、冷却材喪失事故の後、水を重力
ヘッドにより供給して原子炉を冷却することができる。

受動格納構造冷却系統は、冷却材喪失事故の後格納構造
から熱を奪うために、冷却された熱交換表面に接触した
多量の水を含んでいる。受動格納構造冷却系への補給水
は補給プールから供給することができる。

燃料の炉心の冷却または格納構造の長期の冷却を含めて
分離を行なう場合にそなえて、分離コンデンサまたは事
故後熱交換器を設計に含めておくのがよい。これらの冷
却装置は、原子炉格納構造の近くのプールに沈めて冷却
することができ、あるいは別個の重力供給冷却水タンク
を原子炉建屋に配置して冷却水の受動的長期供給を行な
うことができる。

上部プールは原子炉圧力容器の上方に位置し、格納ハウ
ジングの上方で原子炉圧力容器の頂部にかぶさって延在
する。この大きなプールはいくつかの隔室に分割されて
おり、その隔室それぞれは下記の特定の別個の機能、す
なわち蒸気分離器貯蔵、蒸気乾燥型貯蔵、分離コンデン
サ冷却、原子炉空所区域、燃料貯蔵、燃料移送区域など
の一つ以」二に用いるように設計されている。代表的に
は、上部プールは、圧力容器の上でハウジングの頂部を
横切って延在する１つの大きな連続したプールとして構
成され、そのプールが取り外し可能な防水ゲートまたは
分離用ダムで適当な隔室に分割されている。１つの連続
したプールは、連続したプール全体にわたって隔室プー
ル間で材料または部品を、放射性遮蔽の目的で水面下に
維持しながら、移送することができる。他方、ゲートま
たは分離用ダムは、原子炉および機器のメインテナンス
のために、上部プールの個別の隔室または区分から水を
抜くことを可能にする。

発明の要旨 この発明は、核分裂炉プラントの運転中、緊急の用途に
使用できる水の量を増加する汎用性のある能率的なシス
テムを提供する。この発明のシステムは、多数の構成要
素または用途からの水を統合するか、水をある要素また
は用途から別の要素または用途に迅速に移送するか、ま
たはこれらの両方を行なう実用的な融通性ある構成から
なる。

発明の目的 この発明の目的は、水冷核分裂炉プラント用の安全手段
を提供することにある。

この発明の別の目的は、核分裂炉プラント全体にわたっ
て使用できる多数の水源を緊急使用その他の用途に最大
限利用することのできる安全システムを提供することに
ある。

この発明の他の目的は、原子炉および原子炉水プールの
運転、メインテナンスおよび検査を改良することにある
。

この発明のさらに他の目的は、水を核分裂炉プラント全
体にわたっである要素または用途から他の要素または用
途に移送する汎用システムを提供することにある。

この発明のさらに他の目的は、核分裂炉プラント全体に
わたって散在する多数の水源を統合し、これにより水を
任意の１つの水源または任意の組合わせの水源から平常
のまたは緊急の用途に抜き出すことができるようにした
実用的かつ効果的な構成を提供することにある。

実施例 以下この発明を図面を参照しながら説明する。

発電に用いるスチーム（水蒸気）を生成する代表的な水
冷核分裂炉プラント１０は、格納（コンテインメント）
構造１２を含み、この格納構造１２が内部の核分裂性燃
料の発熱炉心１５を囲む炉圧力容器１４を格納している
。格納構造１２は流体シール角鋼ライチを施したコンク
リート外壁１６、床または基礎および天井屋根を備える
。通常、格納構造１２およびその外壁１６は断面が円形
で、燃料の炉心を囲む炉圧力容器は図示の通り格納構造
のほぼ中心に配置されている。

燃料を含む圧力容器１４のほかに、核分裂炉プラントの
格納構造は、炉の運転に関連した特定の機能を行なうか
または関連装置を格納するよう設計された多数の室また
は容器を収容したり支持したりしている。

商用の発電用核分裂炉プラント、たとえは水冷の蒸気発
生用沸騰水型原子炉は、水の入った主室または容器を２
つ以上含む。そのような室の１つはサプレッションプー
ル室１８で、格納ハウジング１２の下側領域に配置され
、少なくとも部分的に圧力容器１４の底部部分または圧
力容器の下側の空間を包囲する。サプレッションプール
室１８は通常、格納構造の外壁１６と、外壁１６および
中心圧力容器１４の間に位置し外壁１６と大体同心のほ
ぼ円形の壁２０とによって画定される。

サプレッションプール室１８は水のプールを収容し、主
として圧力容器１４およびその付属の加圧循環系から放
出または逃げ出した高圧蒸気を凝縮および冷却するのに
利用される。この機能に適切なヒートシンク能力を得る
ために、サブレッジョンプール室１８は相当な量の水を
収容する十分な大きさに建造されている。蒸気圧力を抑
制し、冷却材喪失事故のような事態の発生にそなえた冷
却用ヒートシンクを提供するほかに、サプレッションプ
ールの水は緊急燃料コアの冷却、安全逃し弁放出流のヒ
ートシンクまたは過酷な事故時のスクラッピングの目的
に使用できる。

この形式の原子炉の格納構造内のもう１つの主室または
容器は上部プール２２からなる。上部プール２２は種々
の機能を果たすが、この上部プール２２を構成する大き
なほぼ長方形の容器は、炉格納ハウジング１２の上方区
域を実質的に横断し、中心圧力容器１４の上端をまたぐ
。上部プール２２を複数の隔室に分割した代表的な構成
の中で、プール２４は、燃料装入および／またはメイン
テナンス中に圧力容器１４内からとりだしたとき原子炉
蒸気乾燥蓋兼分離器を貯蔵するように指定されている。

炉圧力容器１４の直上の上部プール２２の区分または室
は類ウェル２６と称される。類ウェル２６に隣接する上
部プール２２の区分は燃料プール２８を構成し、次の隔
室はキャスクピットプール３０を構成する。上部プール
２２のもう１つの区分は冷却プール２３で、ここに分離
コンデンサ２１を配置して、冷却材喪失事故後に格納構
造を冷却する過渡期間に原子炉を冷却するのにそなえる
。

取り外し可能な防水ゲートまたはせき止めロックで個別
の隔室または区分に分割された１つの連続容器構造とし
て−に１部プール２２を構成することにより、放射線遮
蔽の目的で水中に保持した状態で、燃料などの材料また
は放射性機器を移送することが可能になる。しかし、ゲ
ートやロックは、原子炉および機器修理またはメインテ
ナンスのために上部プール２２０個々の隔室または区分
から水を抜くために設けられている。

上部プール２２の種々の構成要素または隔室の種々の機
能は次の通りである。前述したように乾燥器・分離器貯
蔵プール２４は、燃料装入および／またはメインテナン
ス作業のために、圧力容器１４を停止（シャットダウン
）し開放する期間中、原子炉圧力容器の蒸気乾燥蓋兼蒸
気分離器および原子炉圧力容器内からの他の色々な放射
性部品のための、水中の放射線遮蔽貯蔵位置を構成する
。

このプール２４は、原子炉圧力容器１４内からの放射性
構成要素への水中ザービスまたは修理作業に使用するこ
ともできる。このプール２４は、原子炉にサプレッショ
ンプールからの水を供給しながら、水を排出および充満
できる。

原子炉圧力容器１４の上にある原子炉ウェルプール２６
は、ゲートで上部サプレッションプール２２の他の隔室
から隔離し、ドライウェルヘッド３２の取り外し時には
原子炉圧力容器１４へのアクセスを可能にするために排
水することができる。

この操作は、燃料装入および内部構成部品のメインテナ
ンスサービスのために容器ヘッドを外すことにより、原
子炉圧力容器１４を開く前に必要である。原子炉ウェル
プールからの水は、充水／排水が必要なとき、サプレッ
ションプールに一時的に貯蔵し、また原子炉ウェルに戻
すことができる。

燃料プール２８は、新しい燃料の貯蔵、燃料ユニットの
組立、使用済み燃料の貯蔵、その他の部品の貯蔵および
原子炉圧力容器内からの構成要素への水中作業のための
水中位置を構成する。

キャスクピットプール３０は、プラントサイトからほか
へ輸送するために、使用済み燃料および他の放射性材料
または機器を輸送用容器に載せるための区域を構成する
。

図面に示すように、防水ゲート３４は蒸気乾燥器・分離
器プール２４と原子炉ウェルプール２６とを分離し、防
水ゲート３６は原子炉ウェルプール２６と燃料プール２
８とを分離し、さらに作動可能なゲートを含む壁３８は
燃料プール２８とキャスクピットプール３０とを分離す
る。乾燥器／分離器貯蔵プール２４と分離コンデンサ冷
却プール２３との間には固体壁３９が設けられている。

上部格納プール２２は、原子炉の設計および必要な機能
に応じて、作動可能なゲートまたは永久壁でもっと多数
のもしくはもっと少数の隔室または区分に分割すること
ができる。

原子炉用の重力排水冷却系は、事故条件下で冷却のため
に原子炉１４に流体連結導管６４および制御弁６６を通
して水を供給するための、別個の重力排水プール４３を
格納構造の内側に有する。

受動格納構造冷却系により格納構造１２から熱を除去す
ることができる。受動格納構造冷却系の主要要素は、大
きな水プール４５とすることができ、この水プール４５
は格納構造から熱エネルギを吸収するにつれて加熱され
、最終的には沸騰して崩壊熱エネルギーを環境に放出す
る。受動格納構造冷却系４５の水をリフィルプール４７
がら補給することができ、これにより事故後長期間にわ
たって格納構造の冷却を確保する。

この発明によれば、水プールまたは木本体を構成するい
くつかの室または容器、特にサプレッションプール室１
８、上部プール２２、受動格納構造冷却系４５および重
力排水冷却プール４３を流れ制御弁を有する流体導管の
配管網（ネットワーク）によって相互連結することがで
きる。相互連結用の流体導管の配管網は、落差流れまた
はポンプ強制流れいずれか適当な方法または必要な方法
により、それぞれの水プールまたはその室または容器間
の流体移送を可能にする。したがって、このような系を
設ければ、十分な量の水を得ることができ、必要な位置
に迅速かつ効率的に移送することができる。

具体的には、パイプのような流体導管４０は、サプレッ
ションプール１８と上部プール２２の蒸気乾燥器・分離
器プール２４、原子炉ウェル２６、燃料貯蔵プール２８
およびキャスクピットプール３０との間の流体連通を行
なう。この流体導管４０は、複数の弁４４およびポンプ
４６を有し、これにより流体をサプレッションプール１
８から上方へ、上部プール２２の蒸気乾燥器・分離器プ
ール２４、原子炉ウェルプール２６、燃料貯蔵プール２
８またはキャスクピットプール３０いずれかの隔室に移
送することができる。

流体導管４８は上部プール２２の隔室、たとえば蒸気乾
燥器・分離器プール２４および／または原子炉ウェルプ
ール２６と、サプレッションプール１８またはりフィル
プール４７との間の流体連通を行なう。流体導管４８の
弁５２は種々の室または隔室間の流れを制御することが
できる。

流体導管ｒ？４は上部格納構造プール２２のキャスクピ
ットプール３０とサプレッションプール１８との間の流
体連通を行なう。弁５６は、水を一方から他方へ移送す
る際の落差流れについて、これらのプールまたは室間の
流れ制御を行なう。

弁６２を有する流体導管６０は上部格納構造プール２２
のキャスクピットプール３０と燃料プール２８との間の
いずれかの方向への移送のための流体連通を行なう。

さらに流体導管５０はリフィルプール４７と受動格納構
造冷却系４５との間の流体連通を行なう。

弁５１によりこれらプール間の流体流れを制御する。

したがって、この発明の、流れ制御弁および適当なとき
に強制輸送を行なうためのポンプを備える流体導管の相
互連結配管網は、冷却材または遮蔽水が異なる位置で必
要になるのに応じて、得られる大きな総量の水を系全体
に移送することができる。このような構成配置により原
子炉プラントの運転融通性が高まり、安全率が著しく向
上する。

【図面の簡単な説明】

図面は、圧力容器およびこの発明に関係する室を収容す
る格納構造を含む原子炉プラントの線図的断面図である
。 主な符号の説明 １０、原子炉プラント、１２：格納構造、１４：圧力容
器、　　　１５：炉心、 １６：外壁、 １８、サブレッンヨンプール室、 ２０：壁、　　　　　　　２２：上部プール、２４：蒸
気乾燥器・分離器プール、 ２６：原子炉ウェル、 ２８：燃料プール、 ３０：キャスクピットプール、 ３２ニドライウエルヘツド、 ３４．３６：グーＩ・、 ３ｇ、３９：壁、 ４０．４Ｂ、５０．５３ ５４．６０．６４：流体導管、 ４３：重力排水プール、 ４４．５１，５２，５５，５６，６２：弁、４５：受動
格納構造冷却系、 ４６：ポンプ、 ４７：リフィルプール。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、水冷核分裂炉において、ほぼ中心に配置された核分
   裂性燃料の炉心を包囲する原子炉圧力容器を収納する格
   納構造を備え、この格納構造は原子炉圧力容器の上方部
   分に隣接した位置に水を保持するための上部プール系を
   上記圧力容器の上方に延在した状態で有し、上記上部プ
   ール系がいくつかの相互連結された隔室に分割され、上
   記格納構造はさらに、蒸気冷却および凝縮用のサプレッ
   ションプールを含む、原子炉圧力容器の下方部分を実質
   的に囲む水を保持するための下部プール系と、上部プー
   ル系を下部プール系と流体連通関係に連結する流体導管
   からなり、流れ制御弁およびポンプ手段を含む配管網と
   を備え、これにより水を上部プール系と下部プール系と
   の間で移送することができる構成とした水冷核分裂炉。 ２、上部プール系が蒸気乾燥器・分離器貯蔵プールを含
   む多数の隔室を備え、上記流体導管の配管網が上記蒸気
   乾燥器・分離器プールとサプレッションプールとの間の
   流体連通を行なう流体導管を備える請求項１に記載の水
   冷核分裂炉。 ３、上部プール系が原子炉ウェルプールを含む多数の隔
   室を備え、上記流体導管の配管網が上記原子炉ウェルプ
   ールとサプレッションプールとの間の流体連通を行なう
   流体導管を備える請求項１に記載の水冷核分裂炉。 ４、上部プール系が燃料プールを含む多数の隔室を備え
   、上記流体導管の配管網が上記燃料プールとサプレッシ
   ョンプールとの間の流体連通を行なう流体導管を備える
   請求項１に記載の水冷核分裂炉。 ５、上部プール系がキャスクピットプールを含む多数の
   隔室を備え、上記流体導管の配管網が上記キャスクピッ
   トプールとサプレッションプールとの間の流体連通を行
   なう流体導管を備える請求項１に記載の水冷核分裂炉。 ６、上部プール系が冷却用プールを含む多数の隔室を備
   え、上記流体導管の配管網が上記冷却用プールとサプレ
   ッションプールとの間の流体連通を行なう流体導管を備
   える請求項１に記載の水冷核分裂炉。 ７、プール系が上部リフィルプールおよび下部受動格納
   構造冷却プールを含み、これらのプールが相互間の流体
   連通を行なう流体導管を有する請求項１に記載の水冷核
   分裂炉。 ８、プール系が上部重力排水プールを含み、このプール
   が蒸気乾燥器／分離器貯蔵プールとの流体連通を行なう
   流体導管を有する請求項１に記載の水冷核分裂炉。 ９、水冷核分裂炉において、ほぼ中心に配置された核分
   裂燃料の炉心を包囲する原子炉圧力容器を収納する格納
   構造を備え、この格納構造は中心に配置された原子炉圧
   力容器の上方部分に隣接した位置に水を保持するための
   上部プール系を有し、上記上部プール系が蒸気乾燥器・
   分離器プール、原子炉ウェルプール、燃料プールおよび
   キャスクピットプールを含むいくつかの相互連結された
   隔室に分割され、上記格納構造はさらに、蒸気冷却およ
   び凝縮用のサプレッションプールを含む、中心に配置さ
   れた原子炉圧力容器の下方部分を実質的に囲む水を保持
   するための下部プール系と、上部プール系の隔室をサプ
   レッションプールを含む下部プール系と流体連通関係に
   連絡する流体導管からなり、流れ制御弁およびポンプ手
   段を含む配管網とを備え、これにより水を上部プール系
   の隔室と下部プール系のサプレッションプールとの間で
   移送することができる構成とした水冷核分裂炉。 １０、流体導管で蒸気乾燥器・分離器プールをサプレッ
   ションプールと流体連通関係で連結する請求項９に記載
   の水冷核分裂炉。 １１、流体導管で上記原子炉ウェルプールをサプレッシ
   ョンプールと流体連通関係で連結する請求項９に記載の
   水冷核分裂炉。 １２、流体導管で上記燃料プールをサプレッションプー
   ルと流体連通関係で連結する請求項９に記載の水冷核分
   裂炉。 １３、流体導管で上記キャスクピットプールをサプレッ
   ションプールと流体連通関係で連結する請求項９に記載
   の水冷核分裂炉。 １４、上部プール系が冷却プールを含む多数の隔室を備
   え、上記流体導管の配管網が上記冷却プールとサプレッ
   ションプールとの間の流体連通を行なう流体導管を備え
   る請求項９に記載の水冷核分裂炉。 １５、プール系が上部リフィルプールおよび下部受動格
   納構造冷却プールを含み、これらのプールが相互間の流
   体連通を行なう流体導管を有する請求項９に記載の水冷
   核分裂炉。 １６、プール系が上部重力排水プールを含み、このプー
   ルが蒸気乾燥器・分離器貯蔵プールとの流体連通を行な
   う流体導管を有する請求項９に記載の水冷核分裂炉。 １７、流体導管が上部プール系のすべてのプールを流体
   連通関係に連結する請求項９に記載の水冷核分裂炉。