JPH08201559A

JPH08201559A - 原子炉格納容器の冷却装置

Info

Publication number: JPH08201559A
Application number: JP7012550A
Authority: JP
Inventors: Kenji Arai; 健司新井
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1995-01-30
Filing date: 1995-01-30
Publication date: 1996-08-09

Abstract

(57)【要約】【目的】原子力プラントで動的ポンプ等による非常用炉
心冷却系に静的格納容器冷却系を組合わせる場合に、静
的格納容器冷却系の冷却水プールの位置を低くして、重
心が低く冷却効果の良好な原子炉格納容器の冷却装置を
提供する。【構成】請求項１記載の発明に係る原子炉格納容器の冷
却装置は、サプレッションプール５を水源として非常用
冷却水を炉心冷却ポンプ７で原子炉圧力容器１に注入す
る非常用炉心冷却系において、原子炉格納容器２外のサ
プレッションプール５の周囲に熱交換器12を収容した冷
却水プール21を設置すると共に、前記ドライウェル３と
前記熱交換器12を蒸気供給管14で接続し、排気管22と凝
縮水戻り配管23によりサプレッションプール５と接続し
て、前記熱交換器12の位置をサプレッションプールの通
常水位５ａより上方にしたことを特徴とする。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、原子炉を格納する原子
炉格納容器及び配管破断時などの非常時において崩壊熱
を原子炉格納容器外の冷却水プール内に放出することに
より原子炉格納容器の冷却を行なう原子炉格納容器の冷
却装置に関する。

【０００２】

【従来の技術】従来の原子力発電プラントには図11の断
面図に示すように、冷却材喪失事故時に放射性物質の大
気への放出を十分に低い量に抑制するために、原子炉圧
力容器１を取り囲んで原子炉格納容器２が設けられてい
る。

【０００３】この原子炉格納容器２は、原子炉圧力容器
１の周囲のドライウェル３と、冷却材喪失事故時にドラ
イウェル３内に放出された蒸気と水の混合物を、圧力抑
制ベント管４を介してサプレッションプール５に貯溜し
た非常用冷却水であるサプレッションプール水で冷却し
て凝縮することにより、原子炉格納容器２内の圧力が過
度に上昇することを抑制するサプレッションチャンバ６
で構成されている。

【０００４】さらに、例えばサプレッションプール５を
非常用冷却水の１つの冷却水源として、非常用炉心冷却
系の炉心冷却ポンプ７を起動させることにより、非常用
冷却水のサプレッションプール水を注水配管８を経由
し、原子炉圧力容器１内に注水することにより炉心の冷
却を行っている。

【０００５】また、原子炉格納容器２の冷却について
も、例えばサプレッションプール５におけるサプレッシ
ョンプール水を、図示しない熱交換器を含む冷却系のル
ープ内を循環ポンプを用いて強制的に循環させて、サプ
レッションプール水を冷却することにより原子炉格納容
器２の冷却を行っている。一方、最近検討されている原
子炉としては、事故時に炉心冷却ポンプなどの動的機器
を使わずに崩壊熱除去を行うシステムで、例えば次世代
型の沸騰水型軽水炉における静的格納容器冷却系があ
る。

【０００６】このシステムは図12の断面図に示すよう
に、原子炉格納容器２内の炉心より高い位置に冷却水室
９を設置し、冷却材喪失事故時にはこの冷却水室９内の
冷却水を最終的な駆動力として重力を用い、注水系配管
10を経由して原子炉圧力容器１内に注入補給することを
特徴とする非常用炉心冷却系である。このような重力落
下式注水系を有する原子炉において、静的格納容器冷却
系は、ドライウェル３内の蒸気は原子炉格納容器２外の
冷却水プール11内に収容した熱交換器12において冷却す
る。

【０００７】この熱交換器12の入り口の蒸気室13には、
ドライウェル３より蒸気を供給する蒸気供給管14が接続
され、熱交換器出口の水室15には凝縮水を前記非常用冷
却系の冷却水室９に還流するための凝縮水戻り配管16
と、熱交換器12の伝熱管17内に蓄積した非凝縮性ガスを
排気するためのサプレッションプール５と接続する排気
管18が構成されている。

【０００８】また、この静的格納容器冷却系の熱交換器
12を収容した冷却水プール11は、熱交換器12内で生じた
凝縮水を重力によって冷却水室９を経由し、最後は原子
炉圧力容器１に還流させるため、原子炉格納容器２に接
して、上方に設置されている。なお、冷却水プール11に
おけるプール水の初期温度は常温になっている。原子炉
の事故時に崩壊熱により原子炉内で発生した蒸気は、例
えば破断した主蒸気配管19もしくは原子炉圧力容器１内
の蒸気をドライウェル３に放出する減圧弁20を経由して
ドライウェル３内に放出される。

【０００９】このドライウェル３内に放出された蒸気
は、蒸気供給管14を経由して原子炉格納容器２外の冷却
プール11内に収められた熱交換器12に導かれ、蒸気が熱
交換器12内を通過する間に伝熱管17の壁を通してプール
水により冷却され、この蒸気が凝縮して生じた凝縮水
は、重力により凝縮水戻り配管16を通って冷却水室９に
到達し、最終的に原子炉圧力容器１に還流する。

【００１０】また蒸気が熱交換器12内に流入するのと同
時に、ドライウェル３内に存在する非凝縮性ガスも熱交
換器12内に混入するが、この非凝縮性ガスは熱交換器12
に充満すると熱交換器12の伝熱機能を劣化させるため、
排気管18を介してサプレッションプール５のサプレッシ
ョンプール水中へ排出する。

【００１１】このように静的格納容器冷却系では、配管
破断時等に破断した配管を通して蒸気による冷却材流出
によりドライウェル３の圧力が上昇するが、この圧力上
昇に伴って蒸気が熱交換器12に流入して自動的に崩壊熱
除去を開始するため、弁等の操作は不要であり、その作
動に関して高い信頼性が期待できる。

【００１２】

【発明が解決しようとする課題】静的格納容器冷却系
は、その作動に関して高い信頼性が期待できるため、将
来の原子力プラントとして従来の動的なポンプ等を非常
用炉心冷却系に用いた原子力プラントへの採用が考えら
れている。しかしながら、従来設計の動的なポンプ等を
非常用炉心冷却系に用いた原子力プラントと、静的格納
容器冷却系を組み合わせた将来の原子力プラントの概念
については明確になっていない。

【００１３】また、従来の静的格納容器冷却系には構造
上と、事故時の原子炉格納容器２の冷却機能上で、次の
ような課題があった。すなわち、静的格納容器冷却系の
冷却水プール９は、その原理上、原子炉格納容器２の上
方に設置する必要がある。

【００１４】また、原子炉出力が大きくなるにしたがっ
て、崩壊熱を除去するために必要となる冷却水プール９
の容積も大きくなるため、重心位置が上になり耐震設計
上の支障となる。

【００１５】なお、プラントレイアウトの観点からも、
図示しない燃料貯蔵プールの設置場所が、静的格納容器
冷却系の冷却水プール９の外周に配置されることになる
ため、冷却水プール９が大型化するにしたがって、燃料
貯蔵プールが原子炉圧力容器１の直上から離れることに
なり、燃料交換時に燃料を移動させる距離が増加して燃
料交換に要する時間が増加する欠点が生じる。

【００１６】さらに、静的格納容器冷却系は原子炉格納
容器２におけるドライウェル３を冷却するシステムであ
るため、ドライウエル３の圧力の上昇を抑制して一定値
に維持する能力はあるものの、サプレッションチェンバ
６の圧力が低下しない限りは、ドライウェル３の圧力を
積極的に低下させることはできなかった。

【００１７】なお、単純に静的格納容器冷却系と、従来
のサプレッションプール５を１つの水源とする非常用炉
心冷却系を組合わせた場合には、事故発生時に非常用炉
心冷却系による原子炉圧力容器１への注水が進行するに
つれて、サプレッションプール５の水位が低下し、静的
格納容器冷却系の排気管18の下端がサプレッションプー
ル５よりサプレッションチェンバ６の空間部に露出する
可能性がある。

【００１８】その際に最悪の場合には、静的格納容器冷
却系の熱交換器12内で凝縮し尽くされなかった蒸気が、
直接サプレッションチェンバ６の空間部に流入するた
め、サプレッションチェンバ６の圧力が上昇し続ける可
能性がある。また、長期にわたって静的格納容器冷却系
によって原子炉格納容器２の冷却を行う場合には、冷却
水プール９を大型化しなければならぬ問題があった。

【００１９】本発明の目的とするところは、原子力プラ
ントで動的なポンプ等を用いた非常用炉心冷却系に静的
格納容器冷却系を組合わせる場合に、静的格納容器冷却
系の冷却水プールの位置を低く設置して、重心位置が低
く冷却効果の良好な原子炉格納容器の冷却装置を提供す
ることにある。

【００２０】

【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
請求項１記載の発明に係る原子炉格納容器の冷却装置
は、原子炉格納容器内の非常用冷却水を貯溜するサプレ
ッションプールを少なくとも一つの水源として原子炉の
冷却材喪失事故時に非常用冷却水をポンプにて原子炉圧
力容器内へ注入する非常用炉心冷却系において、前記原
子炉格納容器外で前記サプレッションプールの周囲に設
置した蒸気室と伝熱管及び水室からなる熱交換器を収容
した大気開放の冷却水プールと、前記原子炉格納容器内
のドライウェルと前記熱交換器の蒸気室を蒸気供給管で
接続して凝縮水戻り配管で水室底部と前記サプレッショ
ンプールを接続し、前記水室空間部と前記原子炉格納容
器内のサプレッションプールを排気管で接続すると共
に、前記熱交換器の冷却水プール内での設置位置を前記
サプレッションプールの通常水位より上方にしたことを
特徴とする。

【００２１】請求項２記載の発明に係る原子炉格納容器
の冷却装置は、原子炉格納容器の冷却装置において、前
記圧力抑制ベント管に前記ドライウェルの下部で蒸気放
出時に形成されるウェットウェルに連通する戻り管を分
岐すると共に、前記凝縮水戻り配管のサプレッションプ
ール内での水深が前記排気管のサプレッションプール内
での水深と同じかまたは深くして、前記排気管出口高さ
から前記サプレッションプールの初期水面までの冷却水
体積が、前記ウェットウェルの底部から圧力抑制ベント
管の戻り管高さまでの容積と原子炉圧力容器内で通常運
転水位から上方の蒸気空間容積と通常運転水位から下部
の蒸気空間容積を加えた容積よりも大きくしたことを特
徴とする。

【００２２】請求項３記載の発明に係る原子炉格納容器
の冷却装置は、原子炉格納容器の冷却装置において、前
記サプレッションプールを隔壁によって複数のプールに
分割すると共に、各分割プールは水面上方のサプレッシ
ョンチェンバ空間部で互いに連通すると共に、前記凝縮
水戻り配管及び排気管と非常用炉心冷却系の冷却水注水
配管を別の分割プールに接続したことを特徴とする。

【００２３】請求項４記載の発明に係る原子炉格納容器
の冷却装置は、原子炉格納容器の冷却装置において、前
記原子炉格納容器を鋼製とすると共に冷却水プールを隔
壁によって複数の領域に分割して各分割冷却水プールを
熱交換器を収容するものと収容しないものに区別して、
熱交換器を収納する分割冷却水プールは前記原子炉格納
容器壁との間及び熱交換器を収容しない分割冷却水プー
ルとの間を熱的に隔離し、前記熱交換器を収納しない分
割冷却水プールは原子炉格納容器壁を介して前記サプレ
ッションプール及びサプレッションチェンバと熱交換す
ることを特徴とする。

【００２４】請求項５記載の発明に係る原子炉格納容器
の冷却装置は、前記原子炉格納容器の冷却装置における
分割冷却水プールを熱的に隔離する隔壁が、断熱材であ
ることを特徴とする。請求項６記載の発明に係る原子炉
格納容器の冷却装置は、前記原子炉格納容器の冷却装置
における分割冷却水プールを熱的に隔離する隔壁が、真
空層断熱により行うことを特徴とする。

【００２５】請求項７記載の発明に係る原子炉格納容器
の冷却装置は、原子炉格納容器の冷却装置において、原
子炉格納容器外で前記サプレッションプールの周囲に蒸
気室と伝熱管及び水室からなる第２熱交換器を収容した
第２冷却水プールを設置して第２熱交換器の蒸気室は上
部配管で水室は下部配管で前記サプレッションプールと
接続すると共に、サプレッションプールにおける上部配
管の接続位置を圧力抑制ベント管の出口高さに、また下
部配管はサプレッションプールの底部に接続することを
特徴とする。

【００２６】請求項８記載の発明に係る原子炉格納容器
の冷却装置は、原子炉格納容器の冷却装置において、原
子炉格納容器外で前記サプレッションプールの周囲に設
置する第２熱交換器が、空気冷却としたことを特徴とす
る。請求項９記載の発明に係る原子炉格納容器の冷却装
置は、原子炉格納容器の冷却装置において、原子炉格納
容器外で前記サプレッションプールの周囲に設置する第
２熱交換器を空気冷却とすると共に、冷却塔内に設置す
ることを特徴とする。

【００２７】請求項10記載の発明に係る原子炉格納容器
の冷却装置は、原子炉格納容器の冷却装置において、原
子炉格納容器外で前記サプレッションプールの周囲に設
置する冷却水プールが、壁面を鋼板製とすると共に、冷
却水プール壁面と原子炉格納容器との間に空気流路を形
成することを特徴とする。

【００２８】

【作用】請求項１記載の発明は、冷却材喪失事故時に炉
心冷却ポンプの運転により動的な非常用炉心冷却系おい
て、サプレッションプールのサプレッションプール水で
ある非常用冷却水を原子炉圧力容器に注入して炉心冷却
を行う。

【００２９】さらに、静的格納容器冷却系の冷却水プー
ルにおける熱交換器によりドライウェル内に流出した蒸
気を吸引し、冷却して凝縮させた上で重力により前記サ
プレッションプールに流下し、サプレッションプール水
を冷却して、原子炉圧力容器と原子炉格納容器の冷却を
行う。さらに、冷却水プールが低位置に設置されること
から、原子炉格納容器の重心が低くなり、耐震性が向上
すると共に、原子炉圧力容器の上部に設ける燃料プール
の位置など、プラントレイアウトが適切に行える。

【００３０】請求項２記載の発明は、非常用炉心冷却系
おいて、サプレッションプールからサプレッションプー
ル水の非常用冷却水を原子炉圧力容器に注入して炉心冷
却を行うと、サプレッションプール水位が低下する。

【００３１】しかし、静的格納容器冷却系における熱交
換器とサプレッションプールを結ぶ排気管の出口先端
は、原子炉圧力容器及び原子炉格納容器で蒸発あるいは
蓄水される冷却水の体積より多いサプレッションプール
おけるサプレッションプール水の体積を確保する位置に
設置してある。これにより、熱交換器から未凝縮蒸気及
び不凝縮性ガスが、直接サプレッションチャンバに流入
して原子炉格納容器の温度の上昇を継続させることがな
い。

【００３２】請求項３記載の発明は、動的な非常用炉心
冷却系の非常用冷却水源であるプールと、静的格納容器
冷却系における凝縮水を貯溜するプールをサプレッショ
ンプールにおいて隔壁により分割している。

【００３３】これにより、静的格納容器冷却系における
不凝縮性ガスの冷却処理に際して、非常用炉心冷却系の
非常用冷却水の貯溜量減少に係る水位低下により、静的
格納容器冷却系における駆動力である、ドライウェルと
サプレッションチャンバとの圧力差が確保される。さら
に、熱交換器から未凝縮蒸気及び不凝縮性ガスが、直接
サプレッションチャンバに流入して原子炉格納容器の温
度の上昇を継続させることがなく、原子炉格納容器の冷
却機能を低下させることがない。

【００３４】請求項４記載の発明は、熱伝達の良好な鋼
製原子炉格納容器とすると共に、サプレッションプール
の外周位置に静的格納容器冷却系の冷却水プールを密接
して設置し、さらに、この冷却水プールを断熱隔壁で分
割して鋼製原子炉格納容器より遠い冷却水プールに熱交
換器を収容している。

【００３５】これにより、鋼製原子炉格納容器は壁に接
した冷却水プールとで熱交換を行い、サプレッションプ
ール及びサプレッションチェンバの冷却を行う。また、
断熱隔壁を挟んで熱交換器を収容している冷却水プール
において、静的格納容器冷却系としてのドライウェルの
圧力上昇を抑制を行う。

【００３６】請求項５記載の発明は、静的格納容器冷却
系で冷却水プールを分割する隔壁が、断熱材が充填され
ているので、相互の冷却水プール水の分割と熱的隔離が
容易に行える。請求項６記載の発明は、静的格納容器冷
却系で冷却水プールを分割する隔壁に真空層を形成して
いるので、相互の冷却水プール水の分割と熱的隔離が容
易に行える。

【００３７】請求項７記載の発明は、静的格納容器冷却
系として第２熱交換器を収容した第２冷却水プールをサ
プレッションチェンバの外周に設置しており、この第２
冷却水プールによりサプレッションプールの冷却を行う
ために、原子炉格納容器を大型化することなく冷却がで
きる。また、冷却水プールが原子炉格納容器の外周部に
設置されているため、重心位置が低くなり耐震性が向上
する。

【００３８】請求項８記載の発明は、静的格納容器冷却
系として第２熱交換器を原子炉格納容器の周囲の大気中
に設置して、空気冷却によりサプレッションプールの冷
却を行こなうことから、構造が簡単で保守が容易であ
る。請求項９記載の発明は、静的格納容器冷却系で空気
冷却による第２熱交換器を冷却塔内に設置したので、大
気による自然通風がより促進されて、効果的な熱交換で
サプレッションプールの冷却ができる。

【００３９】請求項10記載の発明は、静的格納容器冷却
系で原子炉格納容器の外周に設置する冷却水プールの壁
面を熱伝達の良好な鋼板製とすると共に、この冷却水プ
ール壁面と原子炉格納容器との間に空気流路を形成して
いる。これにより、空気流路に流れる大気により積極的
に冷却水プールが冷却されることから、静的格納容器冷
却系によるサプレッションプールの冷却効率が向上する
と共に、冷却水の蒸発が減少して冷却水プールの有効期
限を長期化できる。

【００４０】

【実施例】本発明の一実施例について図面を参照して説
明する。なお、上記した従来技術と同じ構成部分につい
ては同一符号を付して詳細説明を省略する。第１実施例
は図１の断面図に示すように、原子炉圧力容器１を取り
囲んで原子炉格納容器２が設けられている。

【００４１】この原子炉格納容器２内には原子炉圧力容
器１の周囲のドライウェル３と、冷却材喪失事故時にド
ライウェル３内に放出された蒸気と水の混合物を、圧力
抑制ベント管４を介して送り込み、サプレッションプー
ル５でサプレッションプール水により冷却して凝縮する
ことにより、原子炉格納容器２内の圧力が過度に上昇す
ることを抑制するサプレッションチャンバ６が形成され
ている。

【００４２】サプレッションプール５と原子炉圧力容器
１の間には、炉心冷却ポンプ７と注水配管８で結ばれ
て、動的なポンプなどによる非常用炉心冷却系が形成さ
れていて、炉心冷却ポンプ７を起動させることにより、
サプレッションプール５の非常用冷却水であるサプレッ
ションプール水を注水配管８を経由して、原子炉圧力容
器１内に注水することにより炉心の冷却を行う。

【００４３】さらに、サプレッションチェンバ６の外周
部には、静的格納容器冷却系として蒸発室13と伝熱管17
及び水室15からなる熱交換器12を収容すると共に、大気
開放の冷却水プール21が設けられている。

【００４４】なお、熱交換器12は前記サプレッションプ
ール５におけるサプレッションプール水の通常水位５ａ
より高い位置に設置され、熱交換器12の蒸発室13は蒸気
供給管14により前記ドライウェル３に接続されていると
共に、水室15の上部は排気管22で、また下部は凝縮水戻
り配管23によりサプレッションプール５に接続して構成
されている。

【００４５】次に上記構成による作用について説明す
る。例えば、主蒸気管19において破断事故が発生した場
合を想定すると、原子炉圧力容器１から原子炉格納容器
２のドライウェル３に流出する蒸気によってドライウェ
ル３の圧力が上昇し、この結果からドライウェル３とサ
プレョンチェンバ６の間の圧力差が駆動力となって、ド
ライウェル３に存在する蒸気は、静的格納容器冷却系の
蒸気供給管14を経由して冷却水プール21内に収容されて
いる熱交換器12に流入する。

【００４６】熱交換器12に流入した蒸気は、冷却水プー
ル21と熱交換を行って伝熱管17内で冷却され凝縮する
が、熱交換器12がサプレッションプール５の通常水位５
ａより上に設置されていることから、その凝縮水は重力
により凝縮水配管23を通ってサプレッションプール５に
流入する。

【００４７】運転初期に火災予防などからドライウェル
３に封入されていた不凝縮性ガスは、ドライウェル３に
流出した蒸気と一緒に熱交換器12に流入するが、この不
凝縮性ガスは排気管22を経由し、サプレッションプール
５を介してサプレッションチェンバ６に流入する。

【００４８】次に非常用炉心冷却系の炉心冷却ポンプ７
の起動に伴って、サプレッションプール５のサプレッシ
ョンプール水が原子炉圧力容器内１に注入されるため、
静的格納容器冷却系からの凝縮水も最終的には原子炉圧
力容器１に還流する。これにより崩壊熱によって原子炉
圧力容器１で発生したドライウェル３の蒸気は、静的格
納容器冷却系によって冷却されて原子炉圧力容器１に還
流するループが形成される。

【００４９】したがって、この第１実施例によれば静的
格納容器冷却系には冷却水プール21を原子炉格納容器２
の上方に設置する必要がなく、冷却水プール21がサプレ
ッションプール５の周囲に配置されていることから、原
子炉格納容器２の重心が低くなり耐震性が向上する。

【００５０】また、原子炉格納容器２の上方に冷却水プ
ール21が設置されてないことから、図示しない燃料貯蔵
プールを原子炉圧力容器１の直上に設置することが可能
となり、燃料装荷作業に際して燃料の移動距離が短く、
作業効率の向上と作業員の被曝を軽減できるなど、プラ
ントレイアウト上の問題を解決することができる。

【００５１】第２実施例は図２の断面図に示すように、
ドライウェル３とサプレッションチェンバ６のサプレッ
ションプール５を連結する圧力抑制ベント管４に、ドラ
イウェル３の下部で原子炉圧力容器１からドライウェル
３に放出された蒸気や冷却材が蓄水される下部ドライウ
ェル24と接続する戻り管25が分岐されている。

【００５２】なお、静的格納容器冷却系の冷却水プール
21に収納されている熱交換器12は、前記サプレッション
プール５におけるサプレッションプール水の通常水位５
ａより高い位置に設置されている。また、サプレッショ
ンプール５に開口した前記水室15と接続した排気管22の
出口先端は、サプレッションプール水の通常水位５ａよ
り下に位置させてある。

【００５３】これは、前記原子炉圧力容器１内の通常運
転水位26より上方の蒸気空間部分の容積ａと、この通常
運転水位26より下方の炉心及び上部プレナム内の蒸気空
間部分の容積ｂ、及びドライウェル３の下部で、底部か
ら戻り管25の高さまでのウェットウェル24の容積ｃを加
えた容積より大きい容積を得る位置となるように構成さ
れ、その他は上記第１実施例と同じ構成である。

【００５４】上記構成による作用としては、冷却材喪失
事故が発生すると、サプレッションプール５を一つの水
源とする非常用炉心冷却系は、炉心冷却ポンプ７を起動
して注水配管８によりサプレッションプール５のサプレ
ッションプール水を原子炉圧力容器１に注水して炉心の
冷却を行う。

【００５５】事故発生とその後の崩壊熱により、破損部
分から原子炉格納容器２のドライウェル３内に流出した
蒸気は、静的格納容器冷却系の熱交換器12からサプレッ
ションプール５を経由して原子炉圧力容器１に還流さ
れ、ドライウェル３内で凝縮した蒸気と冷却材は、ドラ
イウェル３下部のウェットウェル24に蓄水される。ここ
で、非常用炉心冷却系によるサプレッションプール５を
水源とする、原子炉圧力容器１への注水が進行すると、
サプレッションプール５におけるサプレッションプール
水の水位は低下する。

【００５６】このときに、若しも前記静的格納容器冷却
系の熱交換器12に接続されている排気管22の出口先端
が、サプレッションチェンバ６の空間部に露出すると、
不凝縮性ガスと共に未凝縮蒸気がサプレッションチェン
バ６へ直接流入して、サプレッションチェンバ６内の圧
力が上昇し、これが継続することになる。

【００５７】しかしながら、本第２実施例では、この注
水によって減少するサプレッションプール水の最大体積
は、前記原子炉圧力容器１内の容積ａ及び容積ｂと、ウ
ェットウェル24における容積ｃを加えた容積より大きい
斜線で示す容積ｄを確保している。

【００５８】これにより、非常用炉心冷却系による原子
炉への注水が行われても、静的格納容器冷却系の排気管
22の出口先端は、ドライウェル３の空間部に露出される
ことがなく、静的格納容器冷却系からの未凝縮蒸気及び
不凝縮性ガスが直接、サプレッションチェンバ６の空間
部へ流入して圧力上昇と、これの継続を起こすような事
態は未然に防止される。

【００５９】なお、ウェットウェル24においては、蓄水
の水位24ａが前記戻り管25の位置以上に達すると、戻り
管25を介してサプレッションプール５に流入して原子炉
圧力容器１に還流される。

【００６０】第３実施例は図３（ａ）の断面図と、図３
（ｂ）の（ａ）におけるＡ−Ａ矢視略図に示すように、
原子炉格納容器２内に設けたサプレッションチェンバ６
内に環状のサプレッションプール隔壁27を設けて、サプ
レッションプール５を同心円状に内側プール28ａと、外
側プール28ｂの２つに分割する。

【００６１】このサプレッションプール５を分割するサ
プレッションプール隔壁27の高さは、サプレッションプ
ール５の底部からサプレッションプール水の通常水位５
ａより高い位置までとし、両方のプール水は互いに隔離
されていているが、サプレツションチェンバ６の空間部
は隔離されることはない。

【００６２】なお、静的格納容器冷却系の冷却水プール
21に収容した熱交換器12の凝縮水戻り管23と、排気管22
は外側プール28ｂに接続されており、一方で非常用炉心
冷却系の注水配管８は内側プール28ａに接続して構成さ
れている。また熱交換器12は、前記サプレッションプー
ル５における外側プール28ｂの水位より高い位置に設置
されている。さらに、その他は上記第１実施例と同様な
構成となっている。

【００６３】上記構成による作用としては、冷却材喪失
事故時に非常用炉心冷却系による原子炉圧力容器１の注
水が進んだ場合に、内側プール28ａの水位は低下する
が、外側プール28ｂの水位は影響されず一定に維持され
る。したがって、静的格納容器冷却系における熱交換器
12からの排気管22の出口先端が、サプレッションチェン
バ６の空間部に露出することはない。

【００６４】これにより、非常用炉心冷却系の動作によ
り、静的格納容器冷却系から未凝縮蒸気がサプレッショ
ンチェンバ６の空間部へ直接流入して、原子炉格納容器
２内の圧力が上昇し、かつ継続されるような事態は生じ
ない。

【００６５】さらに、排気管22対する水深が一定に保た
れるため、静的格納容器冷却系の除熱が安定して行われ
る。すなわち、静的格納容器冷却系の駆動力は、ドライ
ウェル３とサプレッションチェンバ６の間の差圧が駆動
力となっているため、サプレッションプール５の水位の
影響を受け易いが、本第３実施例によれば、外側プール
28ｂ内での排気管22に対するプール水の水深が一定であ
るため、安定した駆動力が確保される。

【００６６】第４実施例は、図４（ａ）の断面図と、図
４（ｂ）の（ａ）におけるＢ−Ｂ矢視略図に示すように
原子炉格納容器29は鋼製であり、この鋼製原子炉格納容
器29の外周に設けた静的格納容器冷却系の冷却水プール
30は、内部を冷却水プール隔壁31により同心円状に内側
プール32ａと外側プール32ｂの２つに分割する。なお、
冷却水プール隔壁31の高さは、冷却水プール30における
初期の冷却水の水位30ａより高い位置とし、内側プール
32ａと外側プール32ｂとの冷却水は互いに隔離されてい
る。

【００６７】２つの内側プール32ａと外側プール32ｂ
は、いずれも大気に開放されており、冷却水プール隔壁
31によって熱的に遮断されている。また、静的格納容器
冷却系の熱交換器12は外側プール32ｂに収容されてい
て、前記サプレッションプール５の通常水位５ａより高
い位置に設置されている。その他は上記第１実施例と同
様な構成となっている。

【００６８】上記構成による作用としては、冷却材喪失
事故時に、ドライウェル３内の蒸気は蒸気供給管14を経
由して熱交換器12に至り、外側プール32ｂに伝熱するこ
とにより冷却と共に凝縮されて、凝縮水は凝縮水戻り配
管23を介してサプレッションプール５に流入してドライ
ウェル３の冷却を行う。同時にサプレッションチェンバ
６及びサプレッションプール５についても、鋼製原子炉
格納容器29の側壁を通して、冷却水プール30の内側プー
ル32ａとの間で効率良く伝熱が行われて冷却される。

【００６９】通常この時のドライウェル３の温度は 400
Ｋ程度あり、サプレッションチェンバ６及びサプレッシ
ョンプール５の温度は 350Ｋ程度である。また、冷却水
プール30の外側プール32ｂは、ドライウェル３から熱交
換器12への伝熱により、初期の常温から数時間で 373Ｋ
に達して飽和温度となるが、外側プール32ｂと内側プー
ル32ａとは、冷却水プール隔壁31にて断熱されている。

【００７０】このために、外側プール32ｂから内側プー
ル32ａへの伝熱は起こらず、内側プール32ａはサプレッ
ションチェンバ６及びサプレッションプール５の温度以
下に維持されて、サプレッションチェンバ６及びサプレ
ッションプール５から内側プール32ａへの伝熱が維持さ
れる。

【００７１】第５実施例は、上記第４実施例に設ける冷
却水プール隔壁31に係り、図５（ａ）の斜視図及び図５
（ｂ）の断面図に示すように、鋼板枠33内にグラスウー
ル等の断熱材34を充填して構成している。この冷却水プ
ール隔壁31により、上記内側プール32ａと外側プール32
ｂを仕切ることにより、相互の冷却水が鋼板枠33により
遮断されると共に、断熱材34により熱伝達も行われない
ので、互いの冷却水に温度差があっても干渉されず影響
を受けない。

【００７２】第６実施例は、上記第４実施例に設ける冷
却水プール隔壁31に係り、図６（ａ）の斜視図及び図６
（ｂ）の断面図に示すように、鋼板枠33内に真空層35を
形成して構成している。この冷却水プール隔壁31によ
り、内側プール32ａと外側プール32ｂを仕切ることによ
り、相互の冷却水が鋼板枠33により遮断されると共に、
真空層35において熱伝達が阻止されるので、互いの冷却
水に温度差があっても干渉されず、互いの影響を受ける
ことがない。

【００７３】第７実施例は、図７の断面図に示すよう
に、原子炉格納容器２の外周で、原子炉格納容器２内に
設置したサプレッションプール５の位置に、第２冷却水
プール36を設置し、この冷却水中に第２熱交換器37を収
納すると共に、この第２熱交換器37の上部とサプレッシ
ョンプール５を上部配管38で、下部を下部配管39にて接
続する。

【００７４】この上部配管38のサプレッションプール５
への接続位置は、圧力抑制ベント管４の出口高さとし、
下部配管39はサプレッションプール５の底部に接続して
構成し、その他は上記第１実施例または第２実施例と同
様の構成としている。

【００７５】次に上記構成による作用について説明す
る。配管破断などによる冷却材喪失事故時には、ドライ
ウェル３から圧力抑制ベント管４を経由して高温の蒸気
がサプレッションプール５に流入するため、サプレッシ
ョンプール５における圧力抑制ベント管４の出口近傍の
温度上昇が大きくなる。

【００７６】この温度上昇したサプレッションプール５
のサプレッションプール水は、上部配管38を経由して第
２熱交換器37に流入し、第２熱交換器37内を通過する間
に第２冷却プール36の冷却水に放熱して、温度が低下し
た後に下部配管39を介して再びサプレッションプール５
に還流する。これにより、動力を用いずに自然環境によ
って自動的にサプレッションプール５のサプレッション
プール水を冷却することができる。

【００７７】したがって、この第７実施例によれば、静
的格納容器冷却系の冷却水プール21によりドライウェル
３内の蒸気を吸引して冷却すると共に、同じく静的格納
容器冷却系の第２冷却水プール36によりサプレッション
プール５のサプレッションプール水を冷却するので、原
子炉格納容器２を大型化させずに、効率良くかつ信頼性
が高く、原子炉格納容器２の冷却を行うことができる。

【００７８】第８実施例は、図８の断面図に示すよう
に、静的格納容器冷却系の一部である第２熱交換器37を
空冷式として、原子炉格納容器２の外周で大気中に設置
し、原子炉格納容器２内に設けたサプレッションプール
５と、上部配管38及び下部配管39により接続する。この
上部配管38及び下部配管39のサプレッションプール５へ
の接続位置と、その他は上記第７実施例と同様な構成と
している。

【００７９】上記構成による作用は上記第７実施例と同
様で、配管破断などによる冷却材喪失事故時には、ドラ
イウェル３より圧力抑制ベント管４を経由して高温の蒸
気がサプレッシヨンプール５に流入するため、圧力抑制
ベント管５の出口近傍の温度上昇が大きくなる。この温
度が上昇したプール水は、上部配管38を経由して第２熱
交換器37に流入し、この第２熱交換器37内を通過する間
に大気中に放熱して、温度が低下した後に下部配管39を
介してサプレッションプール５に還流する。

【００８０】このように、第２熱交換器37を大気により
冷却し、サプレッションプール５のサプレッションプー
ル水を冷却し、原子炉格納容器２の温度上昇が抑制され
る。また、第２冷却水プールと冷却水を必要とせずに構
造と保守が簡単にできる。

【００８１】第９実施例は、図９の断面図に示すよう
に、静的格納容器冷却系の一部である第２熱交換器37を
空冷式とし、原子炉格納容器２の外で大気中に設置する
と共に、冷却塔40の中に設置する。また、この第２熱交
換器37は、原子炉格納容器２内に設けたサプレッション
プール５と、上部配管38及び下部配管39により接続して
構成する。なお、その他は上記第７実施例と同様な構成
としている。

【００８２】この構成によれば、送風機など動的機器を
要せずに大気が自然通風にて、冷却塔40内を矢印41に示
すように積極的に流れるため、第２熱交換器37の冷却が
促進されて、原子炉格納容器２の温度上昇が抑制され
る。なお、以上の第７実施例乃至第９実施例では、原子
炉格納容器２の冷却に熱交換器12と第２熱交換器37を用
いることによって、原子炉格納容器２を大型化せずに効
率良く、かつ信頼性が高い静的格納容器冷却系により原
子炉格納容器２の冷却が行える。

【００８３】また、第２熱交換器37によりサプレッショ
ンプール５におけるサプレッションプール冷却水を冷却
するため、サプレッションプール５の冷却を行わない場
合に比べて、サプレッションチェンバ６の圧力が低く維
持される。その結果として、ドライウェル３とサプレッ
ションチェンバ６との差圧が大きくなるので、熱交換器
12からサプレッションチェンバ６への排気が促進され
て、熱交換器12内での不凝縮ガスの蓄積が少なくなる。
これによって、静的格納容器冷却系による除熱量が大き
くなるという効果がある。

【００８４】第10実施例は、図10の断面図に示すよう
に、冷却水プール21を熱伝達の良好な鋼板壁42で形成
し、この冷却水プール21を原子炉格納容器壁43との間に
大気流路44が形成されるように間隔を設けて設置した構
成とする。

【００８５】上記構成によれば、冷却材喪失事故に際し
てドライウェル３に放出された蒸気を冷却水プール21に
おいて冷却することにより、冷却水プール21のプール水
温度は上昇するが、大気流路44内を矢印41のように流れ
る大気で、冷却水プール21の鋼板壁42を通して放熱され
て冷却水プール21の冷却が効率良く行われる。これによ
り、冷却水プール21の温度上昇を抑制し、また冷却水プ
ール21内のプール水の蒸発による減少を遅らせることか
ら、冷却水プール21の保守が容易で有効期間を長期化す
ることができる。

【００８６】なお、上記した第１実施例などにおいて、
静的格納容器冷却系における熱交換器12の水室13とサプ
レッションプール５を接続する排気管22と凝縮水戻り配
管23を１本の配管により兼用しても、ほぼ同様の作用が
得られる。

【００８７】さらに、第３実施例の説明では、サプレッ
ションプール隔壁27によりサプレッションプール５及び
サプレッションチェンバ６を同心円状に分割するものと
したが、サプレッションフール５及びサプレョンチェン
バ６を円周方向に分割し、非常用炉心冷却系の注水配管
８と静的格納容器冷却系の凝縮水戻り配管23とをそれぞ
れ別の分割プール28ａ，28ｂに接続してもよい。

【００８８】同様に第４実施例の説明では、冷却水プー
ル隔壁31は静的格納容器冷却系の冷却水プール30を同心
円状に分割するものとしたが、この冷却水プール30を円
周方向に分割し、熱交換器12を含む分割した冷却水プー
ル32ａ，32ｂと鋼製格納容器29を通してサプレッション
プール５及びサプレッションチェンバ６を冷却する分割
冷却水プールとしてもよい。

【００８９】

【発明の効果】以上本発明によれば、動的なポンプなど
を非常用炉心冷却系として用いた原子力プラントに静的
格納容器冷却系を併用することにより、従来の静的格納
容器冷却系に付随する各種課題を解消して、適切な原子
炉格納容器の冷却を行うと共に、さらに耐震性やプラン
トレイアウトが容易となり原子炉事故時の原子炉圧力容
器及び原子炉格納容器の冷却運転が効率よく、高い信頼
性が得られる効果がある。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る第１実施例の構成断面図。

【図２】本発明に係る第２実施例の構成断面図。

【図３】本発明に係る第３実施例の（ａ）は構成断面
図、（ｂ）は（ａ）のＡ−Ａ矢視略図。

【図４】本発明に係る第４実施例の（ａ）は構成断面
図、（ｂ）は（ａ）のＢ−Ｂ矢視略図。

【図５】本発明に係る第５実施例の隔壁で（ａ）は斜視
図、（ｂ）は断面図。

【図６】本発明に係る第６実施例の隔壁で（ａ）は斜視
図、（ｂ）は断面図。

【図７】本発明に係る第７実施例の構成断面図。

【図８】本発明に係る第８実施例の構成断面図。

【図９】本発明に係る第９実施例の構成断面図。

【図１０】本発明に係る第１０実施例の構成断面図。

【図１１】従来の非常用炉心冷却系による原子炉格納容
器の冷却装置の構成断面図。

【図１２】従来の静的格納容器冷却系による原子炉格納
容器の冷却装置の構成断面図。

【符号の説明】

１…原子炉圧力容器、２…原子炉格納容器、３…ドライ
ウェル、４…圧力抑制ベント管、５…サプレッションプ
ール、５ａ…サプレョンプールの通常水位、６…サプレ
ッションチェンバ、７…炉心冷却ポンプ、８…注水配
管、９…重力落下式注水系プール、10…重力落下式注水
系配管、11，21，30…冷却水プール、12…熱交換器、13
…蒸気室、14…蒸気供給管、15…水室、16，23…凝縮水
戻り配管、17…伝熱管、18，22…排気管、19…主蒸気
管、20…減圧弁、24…ウェットウェル、ａ…上方蒸気空
間部分の容積、ｂ…下方蒸気空間部分の容積、ｃ…ウェ
ットウェルの容積、ｄ…注水によるサプレッションプー
ル水の最大体積（ａ＋ｂ＋ｃ容積）、25…戻り管、26…
通常運転水位、27…サプレッションプール隔壁、28ａ，
32ａ…内側プール、28ｂ，32ｂ…外側プール、29…鋼製
原子炉格納容器、31…冷却水プール隔壁、33…鋼板枠、
34…断熱材、35…真空層、36…第２冷却水プール、37…
第２熱交換器、38…上部配管、39…下部配管、40…冷却
塔、41…大気の流れ（矢印）、42…冷却水プールの鋼製
壁、43…原子炉格納容器壁、44…大気流路。

フロントページの続き (51)Int.Cl.⁶ 識別記号庁内整理番号ＦＩ技術表示箇所Ｇ２１Ｃ 15/18 ＰＲ

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】原子炉格納容器内の非常用冷却水を貯溜
するサプレッションプールを少なくとも一つの水源とし
て原子炉の冷却材喪失事故時に非常用冷却水をポンプに
て原子炉圧力容器内へ注入する非常用炉心冷却系におい
て、前記原子炉格納容器外で前記サプレッションプール
の周囲に設置した蒸気室と伝熱管及び水室からなる熱交
換器を収容した大気開放の冷却水プールと、前記原子炉
格納容器内のドライウェルと前記熱交換器の蒸気室を蒸
気供給管で接続して凝縮水戻り配管で水室底部と前記サ
プレッションプールを接続し、前記水室空間部と前記原
子炉格納容器内のサプレッションプールを排気管で接続
すると共に、前記熱交換器の冷却水プール内での設置位
置を前記サプレッションプールの通常水位より上方にし
たことを特徴とする原子炉格納容器の冷却装置。
【請求項２】原子炉格納容器の冷却装置において、前
記圧力抑制ベント管に前記ドライウェルの下部で蒸気放
出時に形成されるウェットウェルに連通する戻り管を分
岐すると共に、前記凝縮水戻り配管のサプレッションプ
ール内での水深が前記排気管のサプレッションプール内
での水深と同じかまたは深くして、前記排気管出口高さ
から前記サプレッションプールの初期水面までの冷却水
体積が、前記ウェットウェルの底部から圧力抑制ベント
管の戻り管高さまでの容積と原子炉圧力容器内で通常運
転水位から上方の蒸気空間容積と通常運転水位から下部
の蒸気空間容積を加えた容積よりも大きくしたことを特
徴とする請求項１記載の原子炉格納容器の冷却装置。
【請求項３】原子炉格納容器の冷却装置において、前
記サプレッションプールを隔壁によって複数のプールに
分割すると共に、各分割プールは水面上方のサプレッシ
ョンチェンバ空間部で互いに連通すると共に、前記凝縮
水戻り配管及び排気管と非常用炉心冷却系の冷却水注水
配管を別の分割プールに接続したことを特徴とする請求
項１記載の原子炉格納容器の冷却装置。
【請求項４】原子炉格納容器の冷却装置において、前
記原子炉格納容器を鋼製とすると共に冷却水プールを隔
壁によって複数の領域に分割して各分割冷却水プールを
熱交換器を収容するものと収容しないものに区別して、
熱交換器を収納する分割冷却水プールは前記原子炉格納
容器壁との間及び熱交換器を収容しない分割冷却水プー
ルとの間を熱的に隔離し、前記熱交換器を収納しない分
割冷却水プールは原子炉格納容器壁を介して前記サプレ
ッションプール及びサプレッションチェンバと熱交換す
ることを特徴とする請求項１記載の原子炉格納容器の冷
却装置。
【請求項５】前記原子炉格納容器の冷却装置における
分割冷却水プールを熱的に隔離する隔壁が、断熱材であ
ることを特徴とする請求項４記載の原子炉格納容器の冷
却装置。
【請求項６】前記原子炉格納容器の冷却装置における
分割冷却水プールを熱的に隔離する隔壁が、真空層断熱
により行うことを特徴とする請求項４記載の原子炉格納
容器の冷却装置。
【請求項７】原子炉格納容器の冷却装置において、原
子炉格納容器外で前記サプレッションプールの周囲に蒸
気室と伝熱管及び水室からなる第２熱交換器を収容した
第２冷却水プールを設置して第２熱交換器の蒸気室は上
部配管で水室は下部配管で前記サプレッションプールと
接続すると共に、サプレッションプールにおける上部配
管の接続位置を圧力抑制ベント管の出口高さに、また下
部配管はサプレッションプールの底部に接続することを
特徴とする請求項１記載の原子炉格納容器の冷却装置。
【請求項８】原子炉格納容器の冷却装置において、原
子炉格納容器外で前記サプレッションプールの周囲に設
置する第２熱交換器が、空気冷却としたことを特徴とす
る請求項７記載の原子炉格納容器の冷却装置。
【請求項９】原子炉格納容器の冷却装置において、原
子炉格納容器外で前記サプレッションプールの周囲に設
置する第２熱交換器を空気冷却とすると共に、冷却塔内
に設置することを特徴とする請求項８記載の原子炉格納
容器の冷却装置。
【請求項１０】原子炉格納容器の冷却装置において、
原子炉格納容器外で前記サプレッションプールの周囲に
設置する冷却水プールが、壁面を鋼板製とすると共に、
冷却水プール壁面と原子炉格納容器との間に空気流路を
形成することを特徴とする請求項１乃至請求項３と請求
項７または請求項８記載の原子炉格納容器の冷却装置。