JPH0769455B2 - 原子炉系 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 発明の背景 本発明は原子炉およびそれの格納容器に関するものであ
って、更に詳しく言えば、１種以上の機能障害の発生時
に格納容器から受動的に熱を除去するための技術に関す
る。

1989年３月20日に提出されかつ本発明の場合と同じ譲受
人に譲渡された米国特許出願第07/325729号明細書中に
は、原子炉容器内における冷却材の喪失や主蒸気管の破
損のごとき事故の発生に際し、かかる事故に伴って発生
する初期熱を放散させると共に、崩壊熱（すなわち、数
日間または数週間にわたり燃料棒の崩壊反応によって発
生する熱）をも放散させるように働く原子炉系が開示さ
れている。

以前に開示された原子炉系においては、初期熱の放散は
次のようにして行われる。原子炉の圧力容器内において
発生した蒸気は密閉空間を成すサプレッションプール内
に放出される。かかる蒸気が凝縮する結果、熱はサプレ
ッションプール内の水に伝達される。圧力容器内の圧力
が所定のレベルにまで低下した後、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
圧力容器内に起こった冷却材の喪失を回復させる。な
お、重力作動冷却系プールの高さは圧力容器内における
低下後の圧力値に打勝つだけの水頭を生み出すのに十分
なものである。以前の原子炉系においては、圧力容器よ
りも上方に配置された大量の水の中に１台以上の隔離凝
縮器が沈められている。かかる水は大気中に開放されて
いる結果、隔離凝縮器を通過する加熱された媒質からの
熱伝達によって生じた蒸気は大気中に放出することがで
きる。このような熱伝達は、圧力容器と隔離凝縮器の入
口側とを連結する隔離管路を通して圧力容器からの蒸気
が隔離凝縮器内に流入することによって達成される。こ
の場合、隔離凝縮器は初期熱を放散させるために役立つ
のである。隔離凝縮器からの復水は、隔離凝縮器の出口
側と圧力容器とを連結する帰り管路によって圧力容器に
戻される。

また、原子炉系内の減圧管路が開放されることにより、
圧力容器を包囲するドライウェル内に蒸気を放出するこ
とができる。やがて、圧力容器の冷却により、ドライウ
ェル内の蒸気圧力は圧力容器内の蒸気圧力よりも高くな
る。その結果、ドライウェルからの蒸気が減圧管路、圧
力容器および隔離管路を通って隔離凝縮器内に流れ込
み、そこにおいて凝縮されることになる。このようにし
て、一定期間にわたって崩壊熱が放散させられるのであ
る。

以前に開示された原子炉系の構成および動作は、事故が
発生した際に隔離凝縮器によって冷却が行われるための
一条件として、隔離管路および帰り管路の一方または両
方並びに隔離凝縮器のガス抜き管路中に存在する弁を自
動的もしくは手動的に開放することを必要とするもので
ある。しかるに、自動化制御および（または）人間の関
与は正しく機能しないことがあるのであって、隔離凝縮
器の動作はそれらの弁が機能するという条件下において
受動的であるに過ぎない。また、格納空間から隔離凝縮
器を通して熱の放散が開始されるのは事故の発生からあ
る程度の時間が経過した後であることにも注意された
い。

発明の目的および要約 本発明の目的の１つは、事故または機能障害の発生時に
原子炉およびそれの格納空間から熱を除去するための原
子炉系における熱除去能力を改善することにある。

また、正しく機能しないことのある自動化制御および
（または）人間の関与が排除されるようにして格納空間
からの熱除去を行うための完全に受動的な手段を提供す
ることも本発明の目的の１つである。

更にまた、原子炉の格納空間内に配置され、かつ常に熱
交換可能な状態で格納空間と連通している結果、格納空
間内に存在する加熱された流体が格納容器の構造の健全
性に影響を及ぼす前に該流体を冷却手段に導いて冷却す
ることができるような熱除去手段を提供することも本発
明の目的の１つである。

本発明に従って簡単に述べれば、内部に原子炉の圧力容
器を収容した格納容器を含むような原子炉系が提供され
る。かかる原子炉系は、冷却材の喪失や主蒸気管の破損
のごとき事故の発生時に放出された蒸気を凝縮させて圧
力容器内の圧力を低下させるために役立つサプレッショ
ンプールを含んでいる。また、蒸気は格納空間内にも直
接に放出され、それによって圧力容器内の圧力は一層低
下させられる。

圧力容器内の圧力が所定の値にまで低下すると、かかる
所定の圧力値に対抗して水の流入を可能にするだけの水
頭を生み出すのに十分な高さに配置された重力作動冷却
系プール内の水が圧力容器内に流入し、それによって燃
料棒が水中に沈められる。また、１台以上の隔離凝縮器
が圧力容器よりもある距離だけ高い位置に配置された大
量の水の中に沈められている。少なくとも１台の隔離凝
縮器の入口は、格納容器の内部に配置された開放流入導
管に連結されている。その結果、事故が発生して蒸気が
格納容器内に放出された場合にはいつでも、格納空間内
の蒸気は隔離凝縮器に流入して冷却されることになる。
隔離凝縮器が沈められた大量の水は大気中に開放されて
いるから、隔離凝縮器内における蒸気の凝縮は水を沸騰
させ、それによって生じた蒸気は環境汚染の危険なしに
大気中に放出される。隔離凝縮器内において起こる冷却
の結果として生じた復水はサプレッションプールに戻さ
れ、また蒸気中に存在する非凝縮性ガスは復水から分離
されてサプレッションプールに戻される。

本発明の実施の一態様に従えば、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に
配置されかつ前記熱交換器に連通する開放流入導管であ
って、前記格納容器内に存在する加熱された流体を前記
熱交換器内に導入して冷却するために役立つ開放流入導
管、並びに（ｅ）冷却された流体を前記熱交換器から前
記格納容器内の回収空間に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。加
熱された流体を隔離凝縮器内に導入するための開放流入
導管および冷却された流体を回収空間に戻すための手段
が使用される結果、事故の発生時には、格納空間内の熱
の放散を即座に開始する完全に受動的な手段が得られる
ことになる。なお、回収空間はサプレッションプールか
ら成り、また冷却された流体を回収空間に戻すための手
段は非閉塞性の冷却流体戻し導管から成るのが好都合で
ある。

更にまた、冷却流体戻し導管中に復水／非凝縮性ガス分
離手段を配置することもできる。それにより、かかる分
離手段から得られた非凝縮性ガスはガス抜き管路を通し
てサプレッションプールに戻される。

本発明の別の実施の態様に従えば、内部に原子炉の圧力
容器を収容した格納容器を含むような原子炉系におい
て、（ａ）複数の熱交換器、（ｂ）前記熱交換器の各々
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に配置されかつ少なくとも１
台の熱交換器に連通する開放流入導管であって、前記格
納容器内に存在する加熱された流体を前記１台の熱交換
器内に導入して冷却するために役立つ開放流入導管、
（ｅ）冷却された流体を前記１台の熱交換器から前記格
納容器内の回収空間に戻すための流体戻し手段、（ｆ）
前記圧力容器と少なくとも１台の別の熱交換器とを連結
し、それによって前記圧力容器内に存在する加熱された
流体を前記別の熱交換器に輸送して冷却するための隔離
管路、並びに（ｇ）前記別の熱交換器と前記圧力容器と
を連結し、それによって冷却された流体を前記別の熱交
換器から前記圧力容器に戻すための帰り管路の諸要素を
含むことを特徴とする原子炉系が提供される。

本発明の上記およびその他の目的、特徴並びに利点は、
添付の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。なお、図面中においては、同じ構成
要素は同じ参照番号によって指示されている。

好適な実施の態様の詳細な説明 第１図には、米国特許出願第07/325729号に基づく原子
炉系10が示されている。かかる原子炉系10は格納容器14
によって規定される格納空間内に配置された圧力容器12
を含んでいる。なお、図中には格納容器14の一部分のみ
が示されているが、言うまでもなく、格納容器14は機能
障害または事故の結果としてその内部に発生することの
あるいかなる圧力にも耐えるだけの強度を持った強化構
造物である。所望の目的のために使用すべき蒸気は主蒸
気管路16を通して使用地点にまで輸送されるが、この主
蒸気管路16には減圧弁32および安全リリーフ弁20が設け
られている。圧力容器12は格納空間のドライウェル18内
に配置されており、またドライウェル18は水24の入った
サプレッションプール22を含む環状構造物によって包囲
されている。圧力容器の破裂または下流位置における主
蒸気管路の破損が発生した場合には、排出管28を通して
蒸気をサプレッションプール22内に導入して凝縮させる
ことにより、圧力容器12内の圧力容器を低下させること
ができる。また、主蒸気管路の大規模な破損または圧力
容器の破裂の結果として格納空間内に流入した高圧蒸気
は、水24の表面よりも下方の位置においてサプレッショ
ンプール22の室内に通じる水平のガス抜き穴とドライウ
ェルとを連絡するガス抜き管（図示せず）を通してサプ
レッションプール22内に流入することもできる。かかる
手段は、1989年５月11日に提出されかつ本件の出願人に
よって所有された「格納容器からの受動的な熱除去」と
称する米国特許出願の明細書中に記載されている。サプ
レッションプール22の大きさは、水24の表面上に圧縮可
能なヘッドスペースを付与する実質的な量の気体空間26
を有するように設定されている。

サプレッションプール22よりも一定の距離だけ上方の位
置には、圧力容器の破裂に際して燃料棒の上端よりも実
質的に上方の深さまで注水を行うのに十分な量の水36を
含んで重力作動冷却系プール34が配置されている。重力
作動冷却系プール34と圧力容器12とを連結する管路中に
は、通常は閉鎖された制御弁38が設けられている。更に
また、サプレッションプール22と圧力容器12とは均等化
管路54により連結されていて、この管路中には通常は閉
鎖された弁56および逆止め弁58が設けられている。逆止
め弁58は、弁56が開いている場合、圧力容器12または重
力作動冷却系プール34からサプレッションプール22に水
が逆流するのを防止するために役立つ。第１図の原子炉
系はまた、大量の水50の入った隔離プール48内に沈めら
れた隔離凝縮器40をも含んでいる。隔離プール48は、煙
突52を通して大気中に開放されている。隔離凝縮器40の
入口は隔離管路42および隔離弁44を介して圧力容器12に
連結されている。他方、隔離凝縮器40の出口は隔離帰り
管路46によって圧力容器12に連結されている結果、復水
は隔離凝縮器40から圧力容器12に戻すことができる。隔
離帰り管路46中には弁47および復水／非凝縮性ガス分離
室60が設けられている。かかる分離室60から得られた非
凝縮性ガスは、通常は閉鎖されたガス抜き弁64を含むガ
ス抜き管路62を通してサプレッションプール22内に放出
される。圧力容器内における冷却材の喪失または主蒸気
管の破損のごとき機能障害が発生すると、安全リリーフ
弁20が開放され、従って原子炉からの蒸気はサプレッシ
ョンプール22内に導かれる。それによって蒸気が凝縮す
る結果、実質的な量の初期熱の放散が達成される。この
ようにして蒸気が放出されることによって、圧力容器12
内の圧力が低下し、また減圧弁32が開放されることによ
っても圧力は更に低下することになる。その結果、重力
作動冷却系プール34内の水頭が圧力容器12内における低
下した圧力に打勝つのに十分なものとなるから、冷却水
が重力作動冷却系プール34から圧力容器12内に流入し、
それによって炉心が完全に水中に沈められることにな
る。なお、弁38は減圧弁32とほぼ同時に開放される。

熱の放散はまた、隔離凝縮器40においても行われる。通
常、隔離弁44は開いており、また弁47および64は閉じて
いる。事故が発生すると、弁47および64が開放される結
果、圧力容器12からの蒸気は隔離凝縮器40内に流入し、
それにより冷却されて凝縮する。その際に伝達される熱
によって水50の一部が沸騰するが、こうして生じた蒸気
は煙突52によって大気中に放出される。長期にわたる崩
壊熱の放散は隔離凝縮器40において行われる。隔離凝縮
器40からの復水は隔離帰り管路46を通して圧力容器12に
戻される一方、非凝縮性ガスはガス抜き管路62を通して
サプレッションプール22に戻される。圧力容器12内の圧
力が格納空間内の圧力よりも低いレベルにまで低下する
と、減圧弁32が開いているため、格納空間内に存在する
蒸気は減圧弁32を通って圧力容器12内に流入し、次いで
隔離凝縮器40に移動して冷却される。かかる原子炉系に
おいては複数の隔離凝縮器を使用することができるが、
１基の原子炉に対応して４台の隔離凝縮器が使用される
のが最も普通である。

第１図の原子炉系においては、放熱のために役立つ隔離
凝縮器との連絡（とりわけ、格納空間と隔離凝縮器との
連絡）は圧力容器を介してのみ達成されることが認めら
れよう。更にまた、格納空間と隔離凝縮器との連絡は、
圧力容器内の圧力が格納空間内の圧力よりも低くなって
初めて達成されるのである。本発明は第１図の原子炉系
の改良に関するものであって、事故の発生に際して格納
容器内に存在する蒸気を隔離凝縮器によって即座に冷却
することを可能にすると共に、自動的または手動的な制
御に頼らずに動作する完全に受動的な熱除去系を実現
し、それによって事故発生の直後において格納空間内に
放熱応答が確実に得られるようにするものである。本発
明においては、第１図の原子炉系に含まれる複数の隔離
凝縮器のうちの少なくとも１台（通例は２台）が第２図
に示されるごとくに構成される。

第２図に関連して説明すれば、原子炉系10は第１図の原
子炉系と共通する構成要素を含んでいるから、それらを
指示するためには同じ参照番号が使用されている。とは
言え、第２図の原子炉系においては、第１図の原子炉系
において使用された弁の全てが使用されているわけでは
ないことに注意されたい。本発明に従えば、隔離管路42
は圧力容器12に連結されているのではなく、開放流入導
管を成している。すなわち、開放流入導管42の開放端は
開放流入導管42および隔離凝縮器40内への対流による蒸
気の流入を容易にするため格納空間内の高所に配置され
ている一方、それの他端は隔離凝縮器40の入口に連結さ
れている。隔離凝縮器40から流出する復水を導くための
隔離帰り管路46は冷却流体戻し導管から成っていて、そ
れの一端は隔離凝縮器40の出口に連結されており、また
それの他端は格納容器の回収空間（すなわち、サプレッ
ションプール22）内に位置している。開放流入導管42お
よび冷却流体戻し導管46はいずれも非閉塞性のものであ
って、隔離凝縮器40内への蒸気の流入または隔離凝縮器
40からの復水の流出を妨げることのある弁やその他の部
品を全く含んでいない。なお、冷却流体戻し導管46の下
端はサプレッションプール22内の通常の水位よりも一定
の距離だけ下方の位置に沈められている。

冷却流体戻し導管46中に設けられた分離室60は、冷却流
体戻し導管46内の流れを遮ることのある部品を全く含ん
でいない。これは、単に、隔離凝縮器40の出口において
復水を集めて冷却流体戻し導管46内に直接に流出させる
ために役立つものに過ぎない。分離室60はまた、空気の
ごとき非凝縮性ガスを集め、そしてガス抜き管路62を通
してそれをサプレッションプール22内に導く。なお、ガ
ス抜き管路62の下端はサプレッションプール22内の通常
の水位よりも下方に沈められているが、それは冷却流体
戻し導管42の下端よりも上方に位置している。

サプレッションプール22、重力作動冷却系プール34、均
等化管路54、安全リリーフ弁20、減圧弁32およびバキュ
ームブレーカ弁30の目的および動作は、第１図の原子炉
系の場合と同じである。第２図に示されたような構成を
有する少なくとも１台の隔離凝縮器を原子炉系内に設け
ることの主たる利点は、かかる原子炉系が原子炉格納空
間内に侵入する大量の熱を即座に処理し得ると共に、そ
れの動作が他の放熱手段や放熱装置に依存しないことに
ある。すなわち、かかる原子炉系は自動化制御または人
間の関与を必要としない完全に受動的なものであるか
ら、熱の存在に対して即座の応答を示し得るのである。

本発明の別の実施の態様の従えば、複数の隔離凝縮器を
含む原子炉系が提供される。この場合、少なくとも１台
の隔離凝縮器は第２図に示されたような構成のものであ
り、また少なくとも１台の別の隔離凝縮器は第１図に示
されたような構成のものである。このように構成の相異
なる隔離凝縮器を使用すれば、初期熱および崩壊熱の両
方を放散させるという目的を果たすのに際し、原子炉系
の融通性を最大限にまで高めることができる。

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図は米国特許出願第07/325729号明細書中に開示さ
れた構成の原子炉系を示す略図、そして第２図は本発明
に基づく格納空間からの受動的熱除去能力を有する原子
炉系を示す略図である。 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は動力作動冷却系プール、36は水、38は制御弁、
40は隔離凝縮器、42は開放流入導管、46は冷却流体戻し
導管、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、60は分離室、そして62は
ガス抜き管路を表わす。

Claims (8)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】原子炉を内部に有している格納容器を含ん
   でいる形式の原子炉系であって、 熱交換器と、 該熱交換器を包囲している水プールと、 該水プールからの蒸気を前記格納容器の外部環境に逃が
   す手段と、 前記格納容器内に設けられていると共に前記熱交換器に
   連通している非閉塞性の開放流入導管であって、前記格
   納容器内に存在している加熱された流体は、該導管を介
   して前記熱交換器へ流れていると共に該熱交換器内で冷
   却されている、非閉塞性の開放流入導管と、 前記熱交換器からの冷却された流体を前記格納容器内の
   回収空間に戻す非閉塞性の手段とを備えた原子炉系。
2. 【請求項２】前記格納容器内にサプレッションプールを
   更に含んでおり、該サプレッションプールは、供給水を
   内部に含んでおり、冷却された流体が戻される前記回収
   空間は、前記サプレッションプールを含んでいる請求項
   １に記載の原子炉系。
3. 【請求項３】前記熱交換器からの冷却された流体を前記
   サプレッションプールに戻す手段は、一端が熱交換器の
   出口に連結されていると共に他端が前記回収空間内に位
   置している非閉塞性の導管手段を含んでいる請求項２に
   記載の原子炉系。
4. 【請求項４】前記冷却流体戻し導管手段の他端の出口
   は、前記サプレッションプール内の通常の水位より下方
   の一定の距離だけ沈められた位置に設けられている請求
   項３に記載の原子炉系。
5. 【請求項５】前記冷却流体戻し導管手段内に設けられて
   いる復水又は非凝縮性ガス収集手段を更に含んでおり、
   該収集手段からの復水は、前記冷却流体戻し導管手段の
   他端に通流しており、前記収集手段からの非凝縮性ガス
   は、一端が前記収集手段に連結されていると共に他端が
   前記サプレッションプール内に出口を有しているガス抜
   き管路手段に通流している請求項４に記載の原子炉系。
6. 【請求項６】前記ガス抜き管路の他端の出口は、前記サ
   プレッションプール内の通常の水位より下方に一定の距
   離だけ沈められて配置されている請求項５に記載の原子
   炉系。
7. 【請求項７】前記ガス抜き管路の他端の出口をサプレッ
   ションプールの通常の水位より下方に沈めた深さは、前
   記冷却流体戻し導管手段の他端の出口を沈めた深さより
   も小さい請求項６に記載の原子炉系。
8. 【請求項８】原子炉圧力容器を内部に有している格納容
   器を含んでいる形式の原子炉系であって、 複数の熱交換器と、 該熱交換器の各々を包囲している水プールと、 該水プールからの蒸気を環境に逃がす手段と、 前記格納容器内に設けられていると共に前記熱交換器の
   うちの少なくとも１つの熱交換器に連通している開放流
   入導管であって、前記格納容器内に存在している加熱さ
   れた流体は、該導管を介して前記少なくとも１つの熱交
   換器へ流れていると共に該少なくとも１つの熱交換器内
   で冷却されている、開放流入導管と、 前記少なくとも１つの熱交換器からの冷却された流体を
   前記格納容器内の回収空間に戻す手段と、 前記圧力容器内に存在している加熱された流体が前記熱
   交換器のうちの少なくとも１つの他の熱交換器に輸送さ
   れて該熱交換器内で冷却され得るように、前記圧力容器
   を前記他の熱交換器に連結している隔離管路と、 前記他の熱交換器を前記圧力容器に連結しており、前記
   他の熱交換器からの冷却された流体を前記圧力容器に戻
   す隔離戻り管路とを備えた原子炉系。