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公開番号2024006559
公報種別公開特許公報(A)
公開日2024-01-17
出願番号2022107575
出願日2022-07-04
発明の名称原子力プラント
出願人個人
代理人
主分類G21C 15/00 20060101AFI20240110BHJP(核物理;核工学)
要約【課題】原子炉格納容器の過温破損のリスクと、原子炉格納容器上蓋部の高温化によるフランジのシール材の劣化による大量の水素および放射性物質の漏洩のリスクと、圧力抑制プール水の温度の成層化による原子炉格納容器の早期過圧破損のリスクと、を削除し原子炉格納容器の破損と放射性物質の漏洩をフィルターベントを使用することなく防止する。
【解決手段】原子炉格納容器3と、原子炉格納容器3の上部に設けられた冷却水プール13と、一部が冷却水14に水没した熱交換器16と、熱交換器16で生成された凝縮水を圧力抑制プール6に戻す凝縮水戻り配管21と、凝縮水戻り配管21から分岐して凝縮水を原子炉圧力容器2の内部に注水する原子炉圧力容器注水配管51と、熱交換器16内で生成されるガスを圧力抑制プール6にベントするガスベント配管22と、ガスベント配管22に設けられたガスベントファン22aと、を有する静的格納容器冷却系とを備える。
【選択図】図1
特許請求の範囲【請求項１】
炉心と、
前記炉心を収容する原子炉圧力容器と、
前記原子炉圧力容器内で前記炉心を取り囲むシュラウドと、
前記シュラウドの上部に設けられたシュラウドヘッドと、
前記原子炉圧力容器を収納するドライウェルと、前記ドライウェルとＬＯＣＡベント管を介して連結された圧力抑制プールを下部に収納し上部にウェットウェル気相部を有するウェットウェルと、前記ウェットウェル気相部内のガスを前記ドライウェルに環流する真空破壊弁と、を有する原子炉格納容器と、
前記原子炉格納容器内で前記原子炉圧力容器をＲＰＶスカートとRPVサポートを介して支えてその内部にペデスタルキャビティを形成するペデスタルと、
前記ドライウェルの前記RPVスカートよりも上の空間である上部ドライウェルと、
前記上部ドライウェルの天井を構成するトップスラブと、
前記ウェットウェルの天井を構成し前記上部ドライウェルの床を構成するダイアフラム床と、
前記上部ドライウェルの前記ダイアフラム床よりも上で前記トップスラブよりも下の前記原子炉格納容器の上部領域と、
前記ダイアフラム床よりも下の前記原子炉格納容器の下部領域と、
前記ドライウェルの上部に設置されて冷却水を貯留する冷却水プールと、
入口プレナムと出口プレナムと伝熱管とを有し少なくとも一部が前記冷却水に水没した熱交換器と、
一端が前記熱交換器の前記入口プレナムに接続されもう一端が前記原子炉格納容器の内部に接続され前記原子炉格納容器の内部のガスを前記熱交換器に導く少なくとも一つのガス供給配管と、
前記ガス供給配管に設けられたガス供給配管隔離弁と、
一端が前記熱交換器の前記出口プレナムに接続されもう一端が前記原子炉格納容器内の下部領域に接続されて前記熱交換器内の凝縮水を前記原子炉格納容器内の下部領域に導く凝縮水戻り配管と、
上記凝縮水戻り配管に設けられた凝縮水戻り配管隔離弁と、
前記凝縮水戻り配管から分岐して凝縮水を前記原子炉格納容器の上部領域に注水する少なくとの一つの上部領域注水配管と、
前記上部領域注水配管に設けられた上部領域注水配管隔離弁と、
一端が前記熱交換器の前記出口プレナムに接続され前記出口プレナム内のガスを前記熱交換器の外部に放出するガスベント配管と、
を有する静的格納容器冷却系と、
を備えたことを特徴とする原子力プラント。
続きを表示（約 1,200 文字）【請求項２】
前記上部領域注水配管の一端は原子炉圧力容器に接続され凝縮水を原子炉圧力容器に注水する原子炉圧力容器注水配管であることを特徴とする静的格納容器冷却系を有する特許請求項１に記載の原子力プラント。
【請求項３】
前記ガスベント配管の一端は前記圧力抑制プールに浸漬して接続され前記ガスベント配管にガスベントファンが設けられたことを特徴とする静的格納容器冷却系を有する特許請求項１に記載の原子力プラント。
【請求項４】
前記凝縮水戻り配管の途中に逆流防止装置が設けられ前記凝縮水戻り配管の先端は前記ウェットウェル気相部に接続され前記凝縮水戻り配管は前記熱交換器内の凝縮水をウェットウェル気相部に散布できることを特徴とする静的格納容器冷却系を有する特許請求項１に記載の原子力プラント。
【請求項５】
前記上部領域注水配管の一端は前記原子炉圧力容器内のシュラウドヘッドに接続され凝縮水を前記シュラウドヘッド内に注水できる原子炉圧力容器注水配管であることを特徴とする静的格納容器冷却系を有する特許請求項１に記載の原子力プラント。
【請求項６】
前記上部領域注水配管の一端は高圧炉心注水系の高圧炉心注水系注水配管に接続されていることを特徴とする静的格納容器冷却系を有する特許請求項１に記載の原子力プラント。
【請求項７】
前記ガス供給配管の一端は前記原子炉圧力容器に接続され前記原子炉圧力容器内のガスを前記熱交換器に供給する原子炉圧力容器ガス供給配管であることを特徴とする静的格納容器冷却系を有する特許請求項１に記載の原子力プラント。
【請求項８】
さらに、前記原子炉圧力容器の蒸気相に配管を介して接続された均圧弁が前記ドライウェル内に設けられ前記原子炉圧力容器の破損が生じて前記原子炉圧力容器内の圧力が低下した状態で前記原子炉圧力容器内の圧力をさらにドライウェル内の圧力と均圧化できることを特徴とする特許請求１に記載の原子力プラント。
【請求項９】
前記上部領域注水配管は前記上部ドライウェル内のドライウェル・スプレー・スパージャーに接続され凝縮水を前記上部ドライウェル内に散水するドライウェル・スプレー配管であることを特徴とする静的格納容器冷却系を有する特許請求項１に記載の原子力プラント。
【請求項１０】
前記凝縮水戻り配管の途中に前記ドライウェル・スプレー配管の分岐個所よりも上流に逆流防止装置が設けられ前記ドライウェル・スプレー配管から前記ドライウェル内のガスが逆流することを防止でき通常運転時に前記ドライウェル・スプレー配管隔離弁を開にすることができることを特徴とする静的格納容器冷却系を有する特許請求項８に記載の原子力プラント。
（【請求項１１】以降は省略されています）
発明の詳細な説明【技術分野】
【０００１】
本発明は、静的格納容器冷却系を用いた原子力プラントに関するものである。
続きを表示（約 1,800 文字）【背景技術】
【０００２】
従来の原子力プラントおよび従来の静的格納容器冷却系について図１５から図２５によりその概要を説明する。
【０００３】
（図１５：従来の第１の原子力プラントの説明）
図１５は、従来の第１の原子力プラントの原子炉格納容器まわりの構成の例を示す立断面図である。図１５において、炉心１は原子炉圧力容器２の内部に収納されている。炉心１はさらにシュラウド2aおよびシュラウドヘッド２ｂの内部に収納されている（図１９を参照）。原子炉圧力容器２は、原子炉格納容器３内に収納されている。原子炉格納容器３は円筒形状をしている（図１６を参照。）。原子炉格納容器３の内径は約２９ｍである。この構成は新型BWR（ABWR）で採用されているものである。
【０００４】
原子炉格納容器３の内部は、原子炉圧力容器２を収納するドライウェル４と、ウェットウェル５とに区分けされており、ドライウェル４とウェットウェル５とは原子炉格納容器３の一部を構成する。ウェットウェル５は内部に圧力抑制プール６を形成している。圧力抑制プール６の上方にはウェットウェル気相部７が形成されている。ドライウェル４とウェットウェル５の外壁部は一体化して原子炉格納容器３の円筒状の外壁部を構成している。ドライウェル４の天井部は平板になっておりこの部分をドライウェル４のトップスラブ４ａと呼ぶ。トップスラブ４ａの厚さは約２．４ｍである。
【０００５】
原子炉格納容器３の雰囲気は、沸騰水型軽水炉の場合には、窒素により置換され酸素濃度を低く制限されている。また、沸騰水型軽水炉の場合には、原子炉格納容器３は原子炉建屋１００の内部に収納されている。
【０００６】
原子炉格納容器３は、一般にその材質により、鋼製原子炉格納容器、鉄筋コンクリート製原子炉格納容器（ＲＣＣＶ）、プレストレスコンクリート製原子炉格納容器（ＰＣＣＶ）、スチール・コンクリート複合構造（ＳＣ造）原子炉格納容器（ＳＣＣＶ）など様々のものがある。ＲＣＣＶとＰＣＣＶの場合には内面に鋼製ライナーが張られている。図１５ではＲＣＣＶの例を示している。図１６に示すように、ＲＣＣＶは外壁部分は円筒形状をしている。
【０００７】
原子炉圧力容器２は、ＲＰＶスカート６２およびＲＰＶサポート６３を介して、円筒状のペデスタル６１により支持されている。ペデスタル６１は、鋼製、コンクリート製、両者の複合構造等がある。ドライウェル４のうち原子炉圧力容器２およびRPVスカート６２の下方であって、ペデスタル６１の円筒状の壁により囲まれるペデスタル６１の内側の空間を、ペデスタルキャビティ６１ａという。ＡＢＷＲのＲＣＣＶの場合はペデスタル６１の円筒状の壁はウェットウェル５とドライウェル４の境界の壁を形成していて特にこの空間を下部ドライウェル６１ａと呼んでいる。
【０００８】
ABWRのRCCVの場合はドライウェル４のRPVサポート６２よりも上の空間を上部ドライウェル４ｃと呼んでいる。ウェットウェル５の天井は平板になっていて上部ドライウェル４ｃとの境界を形成している。この部分は上部ドライウェル４ｃの床を形成しておりダイアフラム床５ｂと呼んでいる。ダイアフラム床５ｂの上端からトップスラブ４ａの下端までの高さは約９ｍである。原子炉格納容器３のダイアフラム床５ｂよりも下の領域を下部領域９０と呼んでいる。原子炉格納容器３のダイアフラム床５ｂよりも上でトップスラブ４ａよりも下の領域を上部領域９１と呼んでいる。下部領域９０および上部領域９１は、それぞれの領域に設けられている空間、プール、機器を含む（図１８を参照）。
【０００９】
原子炉圧力容器２の上方に原子炉格納容器上蓋１０が配置され、その上方に水遮蔽１１が配置されている。
【００１０】
原子炉圧力容器２からは主蒸気配管７１がドライウェル４の外部に延びている。主蒸気配管７１には、逃がし安全弁（ＳａｆｅｔｙＲｅｌｉｅｆＶａｌｖｅ、「ＳＲＶ」）７２が設けられており、逃がし安全弁７２が動作したときに圧力抑制プール６内に原子炉圧力容器２の蒸気が放出されるように、逃がし配管７３が圧力抑制プール６内に水没するように設けられている。
（【００１１】以降は省略されています）

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