JPH0341394A - 原子炉格納構造物用の受動冷却系 - 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】 本発明は、　１９８９年１月６日に提出された「原子炉
格納構造物用の自然循環式受動冷却系」と称する米国特
許出願第２９４０９５号明細書の発明に関連している。

発明の分野 本発明は液冷型の原子炉プラント施設に関するものであ
る。更に詳しく言えば、本発明は核燃料を含んだ原子炉
を収容する格納構造物用の自己作動式の受動冷却系に関
する。

発明の背景 典型的な発電用原子炉は、安全対策として格納構＊物の
内部に収容されている。原子炉格納構造物は、熱を発生
する核燃料の炉心および原子炉系の補助的な構成部品［
たとえば、冷却材管路〈または伝熱管路〉の一部など］
を収容した原子炉圧力容器を閉込めるように設計されか
つ使用されている。それらの内容物は放射線や放射性核
分裂生成物の発生源および（または）輸送手段を構成す
るから、原子炉を収容する格納構造物はそれの内部に閉
込められた原子炉系を効果的に隔離しなければならない
。すなわち、原子炉圧力容器とりわけそれに付随する冷
却系統から漏れ出ることのある水、水蒸気、ガスや蒸気
、およびそれらに同伴する核分裂生成物やその他の放射
線源を含めた全ての内容物を閉込める必要があるのであ
る。

閉込められた内容物を外界から確実に隔離する流体不透
過性の効果的な格納構造物を用いて上記のごとき要求条
件を満足する構造を実現することには、技術上および建
設上の観点からすれば大きな障害は存在しないのが通例
である。

しかしながら、原子炉系においである種の事故（たとえ
ば冷却材の喪失）が起こった場合には、非常に高温の加
圧水が原子炉系から格納構造物の内部に大量に放出され
ることがある。かかる非常に高温の加圧水はフラッシュ
蒸発して水蒸気になるが、この水蒸気は放射性の核分裂
生成物を運搬すると共に、格納構造物内の圧力および温
度を実質的に上昇させることがある。このような事故に
より、「漏れ防止」型の格納構造物の内部には極めて高
い圧力および温度が発生することがある。

それ故、原子炉系に由来する全ての潜在的に危険な物質
を保持するという所期の役割を果たすため、格納構造物
の保全性および能力には厳しい要求条件か課されること
になる。

原子炉特有の大きい熱エネルギーおよびフラッ　− シュ蒸発した水蒸気がもたらす潜在的に有害な高圧は、
格納構造物からの単なるカス抜きによって解放したり、
あるいはその他の手段によって外部の大気中に逃がした
りすることはできない。なぜなら、かかる水蒸気は放射
性の核分裂生成物を同伴もしくは運搬することがあるた
め、それらの核分裂生成物もまた環境中に放出される恐
れがあるからである。

過圧の問題に対処するため、これまでにも様々な圧力抑
制手段が提唱されかつ考案されてきた。

それらの中には、発生した水蒸気を凝縮させ、それによ
って事故に原因する過圧を低下させるための様々な対策
および装置が含まれている。それらの実例は、米国特許
第３７１３９６８．４３６２６９３．４４７３５２８お
よび４５２６７４３号明細書中に開示されている。

水蒸気によって生じた高圧を緩和するのに有効な圧力抑
制手段が存在しない場合には、巨額の費用をかけて格納
構造物の設計および建設を行うと共に、甚だしく高い内
部の流体圧力に耐えてそれ　８ を保持し得るように保守を行うことが必要となる。

しかし、格納構造物をいかに強化したとしても、典型的
な発電用原子炉プラントにおいて発生し得る温度および
圧力を考慮すれば、それが絶対に破壊しないという保証
は得られない。

事故条件下では、圧力容器内において核燃料の炉心から
発生した崩壊熱は圧力抑制用のガス抜き系または圧力容
器の安全弁および減圧弁を通して格納構造物内に放出さ
れる。従来の原子炉プラントにおいては、かかる過剰の
熱エネルギーは電動機、ポンプ、弁および熱交換器から
戒る能動冷却系によって除去されるのが普通であった。

これらの能動部品の動作は、外部の動力および（または
）運転員の適切な操作に依存している。

発明の要約 本発明は、原子炉プラントの格納構造物用の自然循環式
受動冷却系に関するものである。かかる受動冷却系は原
子炉格納構造物の内部環境の温度を低下させるための手
段を提供するものであって、蒸気を凝縮させて周囲温度
を低下させることによって格納構造物内の過圧を緩和も
しくは排除するために役立つ。かかる受動冷却系は、汚
染をもたらす放射性の核分裂生成物を伴うことなしに熱
エネルギーを外部環境中に安全に放散させることを可能
にする自然循環式の熱伝達機構に基づいている。

発明の目的 本発明の主たる目的は、原子炉プラント用の新規で改良
された格納構造物冷却系を提供することにある。

また、原子炉プラントの格納構造物用の自然循環式冷却
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、原子炉プラントの格納構造物において、流体
の対流による熱伝達に基づく自己作動式の受動冷却系か
ら戒る機能的改良を提供することも本発明の目的の１つ
である。

更にまた、自然対流による熱伝達に基づくような原子炉
プラントの格納構造物用の受動圧力抑制系を提供するこ
とも本発明の目的の１つである。

更にまた、自然循環による熱伝達に基づくような原子炉
プラントの格納構造物用の冷却系を提供することも本発
明の目的の１つである。

発明の詳細な説明 先ず第１図を見ると、原子炉プラント施設置０が示され
ている。かかる原子炉プラント施設置０は、熱を発生す
る核燃料の炉心１４を収容した圧力容器１２から成る原
子炉を含んでいる。核燃料は、核分裂から生じた熱を周
囲の冷却材（通例は水）に伝達する。冷却材としての水
は、いわゆる沸騰水型原子炉においては水蒸気を直接に
発生させるために役立ち、またいわゆる加圧水型原子炉
においては間接的に水蒸気を発生させるための伝熱媒体
として役立つ。冷却材循環管路１６および１８により、
核燃料からの熱出力を伝達するため原子炉圧力容器１２
内に冷却水を送り込むと共に、加熱された水および（ま
たは〉水蒸気を原子炉圧力容器１２から導き出すことが
可能になっている。

こうして導き出された水および（または）水蒸気は発電
のごとき用途に使用され、次いで回路を通１ って再循環させられる。

圧力容器１２、炉心１４および若干の関連部品から成る
原子炉は、格納構造物２０の内部に収容されている。か
かる格納構造物２０は底部または床、垂直な側壁、およ
び屋根を含むが、それらの表面上には放射性物質が内部
から外部の大気中に漏れ出るのを防止するように設計さ
れた流体不透過性のライナ２２が設置されている。

典型的な水冷型原子炉プラントにおいては、原子炉圧力
容器１２に加えて、格納構造物２０は特定の機能または
目的を遠戚するように設計された複数の隔室もしくは区
画室をも含んでいる。たとえば、原子炉圧力容器１２は
それに隣接した１つ以上のドライウェル室２４によって
包囲されている。これらのドライウェル室２４は、原子
炉の運転に関連した漏れやその他の原因によって溢れ出
る水、水蒸気またはその他の蒸気を受入れて保持するた
めに役立つ。

：ｉた、部分的に水で満たされた１つ以上の隔室２６は
、内部の水プールの水面下において水蒸気　２ を冷却して凝縮させるためのサプレッションプール室と
して役立つ。かかるサプレッションプール室２６は導管
２８を介して１つ以上のドライウェル室２４に通じてい
る。導管２８の一端はドライウェル室２４の上部に開い
ており、また他端はサプレッションプール室２６．内に
含まれる水プールの水面より下方の位置においてサプレ
ッションプール室２６に開いている。その結果、圧力容
器およびそれの関連回路の高温高圧区域から漏れ出た水
蒸気あるいは流出した熱水からフラッシュ蒸発した水蒸
気はドライウェル室２４内に導入される。

漏れ出た水蒸気あるいは流出した熱水からフラッシュ蒸
発した水蒸気は本質的に高い圧力を有するため、かかる
水蒸気は導管２８を通してドライウェル室２４から排出
され、そして最終的にはサプレッションプール室２６内
の水プールの水面より下方の位置においてサプレッショ
ンプール室２６内に導入される。かかる水蒸気は、水面
下において水プールに接触することによって凝縮する。

その結果、漏れ出た水蒸気あるいは流出した高温高圧の
水からフラッシュ蒸発した水蒸気のために上昇した格納
構造物２０内の圧力は低下することになる。

本発明の好適な実施の態様に従えば、水プールを含んだ
隔室から戒る１つ以上の冷却プール室３０がサプレッシ
ョンプール室２６の上方に隣接して設置される。

本発明の受動冷却系は１個以上の密閉伝熱容器３２を使
用するものであって、それらの使用形態に応じて幾つか
の実施の態様が存在する。本発明において使用される密
閉伝熱容器３２は密閉されたタンク状の容器または受は
器から戒るが、それは密閉されたパイプ断片のごとき細
長いものであってもよい。かかる密閉伝熱容器３２の内
部には、適当な温度範囲（たとえば約５０〜１５０’Ｃ
）内に沸点を有しかつ比較的大きい気化熱くまたは蒸発
熱）を有する流体（たとえば水〉が封入されている。か
かる流体は、上記のごとき物理的性質に加えて、系全体
を構成する他の部品や材料に対して化学的に不活性であ
ることが必要である。すなわち、かかる流体はそれが接
触し得るいかなる部分に対しても化学的な作用や反応を
示してはならないのである。

次に、第２図を参照しながら本発明の実施の一態様を説
明すれば、少なくとも１個の密閉伝熱容器３２がサプレ
ッションプール室２６内に配置されている。詳しく述べ
れば、密閉伝熱容器３２Ａが水プール中に沈められた状
態で配置されており、また密閉伝熱容器３２　Ａ　”が
水プールの水面よりも上方に配置されている。これらの
密閉伝熱容器３２Ａ′および３２　Ａ　”は、ダクト３
６を介して、冷却プール室３０内の水プール中に沈めら
れた密閉凝縮容器３４Ａ′および３４Ａ”にそれぞれ連
通している。その結果、原子炉からサプレッションプー
ル室２６内に放出された過剰の熱エネルギーは自然対流
によって外部に伝達することができる。すなわち、密閉
伝熱容器３２、ダクト３６および密閉凝縮容器３４によ
り、過剰の熱エネルギーはサプレッションプール室２６
から冷却プール室３０に輸送されるが、その際に汚染を
もたらす５ 放射線または放射性物質が放出されることはない。

その上、かかる冷却系は連続的かつ受動的なものであっ
て、冷却されて凝縮した液体は重力の作用下で密閉凝縮
容器３４からダクト３６を通して密閉伝熱容器３２に還
流するから、再び熱輸送のために利用することができる
。

本発明の自然対流式熱伝熱機構に従って述べれば、原子
炉から発生した過剰の熱エネルギーが発散して密閉伝熱
容器３２に接触すると、その熱エネルギーは密閉伝熱容
器３２内の液体を加熱する。

こうして液体の温度がそれの沸点にまで達すると、液体
は気化して蒸気となる。熱エネルギーを含んだ蒸気が密
閉系内において膨張する結果、その蒸気はダクト３６を
通って移動し、そして冷却プール室３０内の水プール中
に沈められた密閉凝縮容器３４に到達する。水中に沈め
られた密閉凝縮容器３４の冷却環境中において高温の蒸
気は冷却され、そしてそれが含んでいた熱エネルギーを
密閉凝縮容器３４から冷却プール室３０内の水プール中
に放出して液体に戻る。このように冷却されて　６　− 凝縮した液体は、重力の作用下で密閉伝熱容器３２に還
流する。

冷却プール室３０の水プールは原子炉系および上記の冷
却系から物理的に隔離されているがら、かかる水プール
中に導入された熱エネルギーは任意適宜の手段によって
大気中に排出することができるのであって、その際に放
射性物質または放射線が放出される恐れは全くない。

次に、本発明の別の実施の態様を第３および４図に示さ
れた２つの変形例に関連して説明しよう。

この実施の態様に従えば、密閉伝熱容器３２がサプレッ
ションプール室２６内に配置される。詳しく述べれば、
密閉伝熱容器３２Ｂがサプレッションプール室２６内の
水プール中に沈められた状態で配置されており、また密
閉伝熱容器３２Ｂ″が水プールの水面より上方に配置さ
れている。原子炉格納構造物２０の外部には対応する密
閉凝縮容器３４Ｂおよび３４Ｂ′が配置されていて、内
部の密閉伝熱容器３２Ｂまたは３２Ｂ′とそれに対応す
る外部の密閉凝縮容器３４Ｂまたは３４Ｂ″とは少なく
とも１本のダクト３６を介して連通している。この場合
の熱伝熱機構は、他の実施の態様の場合と同じである。

すなわち、サプレッションプール室２６に入った過剰の
熱エネルギーは密閉伝熱容器３２Ｂおよび３２Ｂ′内に
含まれる液体を気化させる。こうして生じた蒸気はダク
ト３６を通って格納構造物の外部の密閉凝縮容器３４Ｂ
および３４Ｂ°に移動し、そしてかかる低温の環境中に
おいて凝縮して気化熱を放出する。冷却されて凝縮した
液体は重力の作用下で密閉凝縮容器３４Ｂおよび３４Ｂ
“がらダクト３６を通って密閉伝熱容器３２Ｂおよび３
２Ｂ′に還流し、そして新たな熱輸送および熱発散サイ
クルのために利用される。

第３図の変形例においては、密閉凝縮容器３４Ｂおよび
３４Ｂ′は空気またはその他の気体の加速された流れを
誘起するような煙道様のガス通路内に配置されている。

たとえば、第３図に示されるごとく、原子炉格納構造物
２０の外壁がら外側に離隔して通路外壁４４が設置され
、それによって気流を誘起するための通路４６が形成さ
れている。ガス通路４６の下部ばかりでなく、ガス通路
４６の途中にも流入口４８を設けることにより、密閉凝
縮容器３４Ｂおよび３４Ｂ′の周囲における冷却気流を
増加させることができる。なお、冷却表面積を増大させ
て冷却効率を向上させるため、密閉凝縮容器３４Ｂおよ
び３４Ｂ′を図示のごとくに２個以上の相互連結された
小さい容器から構成することもできる。

第４図の変形例においては、原子炉格納構造物２０の外
部に配置された密閉凝縮容器３４　Ｂ　”は比較的多量
の冷却液（たとえば水）中に沈められている。かかる目
的のためには、たとえば池、湖または沼を使用すること
ができる。

上記のごとき各種の実施の態様における受動冷却系の動
作は、対流による熱伝達および重力による還流に基づい
て連続的な冷却液の循環を維持するというものである。

この場合の冷却液回路は、流体が密閉伝熱容器から連通
ダクトを通って密閉凝縮容器に移動し、次いで逆の経路
をたどって還１つ 流することがら成っている。密閉伝熱容器の周囲の温度
が上昇した場合、その内部に含まれた水またはその他適
宜の液体は沸騰もしくは蒸発し、それによって熱エネル
ギーを吸収する。こうして生じた水蒸気またはその他の
蒸気はダクトを通って高所にある密閉凝縮容器に移動す
るが、この密閉凝縮容器は冷却環境または放熱媒体（た
とえば冷却液）によって包囲されている。その結果、水
蒸気またはその他の蒸気は冷却されて凝縮し、それによ
って吸収していた熱エネルギーを放出する。

輸送してきた熱エネルギーを放出して凝縮した液体は、
重力の作用下で密閉凝縮容器からダク１へを通って密閉
伝熱容器に還流する。

本発明の各種の実施の態様における冷却機構は受動的な
ものである。すなわち、それはひとりてに動作を開始し
て実行するのであって、弁、ポンプまたはその他の原動
力の手動制御や自動制御を必要としない。冷却は熱伝達
用液体の自然循環によって達成されると共に、その液体
は重力の作用下で再循環して自己補給される。このよう
にして、　２０ 外部の動力や運転員の操作を必要とすることなく、長期
間にわたって原子炉格納構造物の冷却が達成されるので
ある。

更にまた、熱伝達用液体は冷却系の内部に完全に閉込め
られているから、格納構造物内の汚染物質からは隔離さ
れている。それ故、本発明の密閉冷却系は原子炉格納構
造物を貫通して外部の周囲大気中にまて延長することが
可能であり、それによって放射線や放射性物質の漏れを
防止しながら格納構造物の外部にまで熱エネルギーを輸
送することができるのである。

【図面の簡単な説明】

第１図は原子炉プラントを収容した格納構造物の縦断面
図、第２図は第１図中に示されたサプレッションプール
室およびそれの上方の冷却プール室を示す部分拡大断面
図、第３図はサプレッションプール室および熱除去用の
気流を誘起するため格納構造物の外部に設けられた煙道
様のガス通路を示す部分拡大断面図、そして第４図はサ
プレッションプール室および格納構造物の外部に存在す
る水のごとき冷却液を示す部分拡大断面図である。 図中、１０は原子炉プラント施設、１２は圧力容器、１
４は炉心、１６および１８は冷却材循環管路、２０は格
納構造物、２２はライナ、２４はトライウェル室、２６
はサプレッションプール室、２８は導管、３０は冷却プ
ール室、３２は密閉伝熱容器、３４は密閉凝縮容器、３
６はダクト、４４は通路外壁、４６はガス通路、そして
４８は流入口を表わす。 Ｆ：／に、／ Ｆ／に２

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、（ａ）熱を発生する核燃料の炉心を内部に収容した
   圧力容器を包囲する格納構造物を含んだ原子炉プラント
   、 （ｂ）前記圧力容器に隣接して設けられたドライウェル
   室、 （ｃ）蒸気を凝縮させかつ熱水を冷却するための冷却液
   を保持するサプレッションプール室、 （ｄ）揮発性液体を含みかつ前記サプレッションプール
   室の内部に配置された少なくとも１個の密閉伝熱容器、
   並びに （ｅ）前記サプレッションプール室の外部に配置され、
   かつ少なくとも１本のダクトを介しながら閉回路を成す
   ようにして前記密閉伝熱容器と連通した少なくとも１個
   の密閉凝縮容器の諸要素から成る結果、前記サプレッシ
   ョンプール室内の熱エネルギーが前記密閉伝熱容器から
   前記密閉凝縮容器に輸送されることを特徴とする、格納
   構造物内の過圧に対する保護をもたらすような原子炉プ
   ラントの格納構造物用の自然循環式受動冷却系。 ２、（ａ）熱を発生する核燃料の炉心を内部に収容した
   圧力容器を包囲する格納構造物を含んだ原子炉プラント
   、 （ｂ）前記圧力容器に隣接して設けられたドライウェル
   室、 （ｃ）蒸気を凝縮させかつ熱水を冷却するための冷却液
   を保持するサプレッションプール室、 （ｄ）冷却プール室、 （ｅ）揮発性液体を含み、かつ前記サプレッションプー
   ル室に入る過剰の熱エネルギーを捕捉するため前記サプ
   レッションプール室の内部に配置された少なくとも１個
   の密閉伝熱容器、並びに （ｆ）前記冷却プール室の内部に配置され、かつ少なく
   とも１本のダクトを介しながら閉回路を成すようにして
   前記密閉伝熱容器と連通した少なくとも１個の密閉凝縮
   容器の諸要素から成る結果、前記圧力容器から前記ドラ
   イウェル室内に漏れ出た熱エネルギーが前記密閉伝熱容
   器から前記冷却プール室内の前記密閉凝縮容器に輸送さ
   れることを特徴とする、格納構造物内の過圧に対する保
   護をもたらすような原子炉プラントの格納構造物用の自
   然循環式受動冷却系。 ３、前記密閉伝熱容器が前記サプレッションプール室内
   の冷却液プールの液面より上方の区域内に配置されてい
   る請求項２記載の自然循環式受動冷却系。 ４、前記密閉伝熱容器が前記サプレッションプール室内
   の冷却液プールの液面より下方の区域内に沈められた状
   態で配置されている請求項２記載の自然循環式受動冷却
   系。 ５、（ａ）熱を発生する核燃料の炉心を内部に収容した
   圧力容器を包囲する格納構造物を含んだ原子炉プラント
   、 （ｂ）前記圧力容器に隣接して設けられたドライウェル
   室、 （ｃ）冷却液を保持するサプレッションプール室、 （ｄ）揮発性液体を含み、かつ前記サプレッションプー
   ル室に入る過剰の熱エネルギーを捕捉するため前記サプ
   レッションプール室の内部に配置された少なくとも１個
   の密閉伝熱容器、並びに （ｅ）前記格納構造物の外部に配置され、かつ少なくと
   も１本のダクトを介しながら閉回路を成すようにして前
   記密閉伝熱容器と連通した少なくとも１個の密閉凝縮容
   器の諸要素から成る結果、前記圧力容器から前記ドライ
   ウェル室内に漏れ出た熱エネルギーが前記サプレッショ
   ンプール室内の前記密閉伝熱容器から前記格納構造物外
   の前記密閉凝縮容器に輸送されることを特徴とする、格
   納構造物内の過圧に対する保護をもたらすような原子炉
   プラントの格納構造物用の自然循環式受動冷却系。 ６、前記格納構造物の外部に配置された前記密閉凝縮容
   器が周囲の大気に暴露されている請求項５記載の自然循
   環式受動冷却系。 ７、前記格納構造物の外部に配置された前記密閉凝縮容
   器が水プールの水面下に沈められている請求項５記載の
   自然循環式受動冷却系。 ８、（ａ）熱を発生する核燃料の炉心を内部に収容した
   圧力容器を包囲する格納構造物を含んだ原子炉プラント
   、 （ｂ）前記圧力容器に隣接して設けられたドライウェル
   室、 （ｃ）冷却液を保持するサプレッションプール室、 （ｄ）揮発性液体を含み、かつ前記サプレッションプー
   ル室に入る過剰の熱エネルギーを捕捉するため前記サプ
   レッションプール室の内部に配置された複数の密閉伝熱
   容器、並びに （ｅ）前記格納構造物の外部において冷却ガス流の通過
   するガス通路中に配置され、かつ少なくとも１本のダク
   トを介しながら閉回路を成すようにして前記密閉伝熱容
   器のそれぞれと連通した複数の密閉凝縮容器の諸要素か
   ら成る結果、前記圧力容器から前記ドライウェル室内に
   漏れ出た熱エネルギーが前記サプレッションプール室内
   の前記密閉伝熱容器から前記格納構造物の外部かつ前記
   ガス通路の内部に位置する前記密閉凝縮容器に輸送され
   ることを特徴とする、格納構造物内の過圧に対する保護
   をもたらすような原子炉プラントの格納構造物用の自然
   循環式受動冷却系。