特許 7431184 原子力プラントの安全系

(19)【発行国】日本国特許庁(JP)

(12)【公報種別】特許公報(B2)

(11)【特許番号】

(24)【登録日】2024-02-05

(45)【発行日】2024-02-14

(54)【発明の名称】原子力プラントの安全系

(51)【国際特許分類】

   G21C 15/18 20060101AFI20240206BHJP

   G21D 3/04 20060101ALI20240206BHJP

【ＦＩ】

G21C15/18 M

G21C15/18 W

G21D3/04 Z

【請求項の数】 14

(21)【出願番号】P 2021017653

(22)【出願日】2021-02-05

(65)【公開番号】P2022120630

(43)【公開日】2022-08-18

【審査請求日】2023-05-25

(73)【特許権者】

【識別番号】507250427

【氏名又は名称】日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社

(74)【代理人】

【識別番号】110001829

【氏名又は名称】弁理士法人開知

(72)【発明者】

【氏名】松崎 隆久

(72)【発明者】

【氏名】池側 智彦

(72)【発明者】

【氏名】千年 宏昌

(72)【発明者】

【氏名】平野 聖

【審査官】大谷 純

(56)【参考文献】

【文献】特開平４－９８１９８（ＪＰ，Ａ）

【文献】特開２０１４－８５２２７（ＪＰ，Ａ）

【文献】特開２０２０－１７３２０１（ＪＰ，Ａ）

(58)【調査した分野】(Int.Cl.，ＤＢ名)

Ｇ２１Ｃ １５／１８

Ｇ２１Ｄ ３／０４

(57)【特許請求の範囲】

【請求項1】

原子炉格納容器に格納された原子炉圧力容器又は蒸気発生器からの蒸気を冷却により凝縮させて再び前記原子炉圧力容器又は前記蒸気発生器に戻す非常用復水器を備えた原子力プラントの安全系であって、
前記原子炉格納容器の外部に配置され、冷却水を貯留する水源と、
前記原子炉格納容器の内部に位置すると共に前記水源よりも下方に位置し、前記水源から排出される冷却水を受け止めて貯留することが可能な貯留部と、
前記水源に接続され、前記水源の冷却水を前記貯留部に導く第１ラインと、
前記第１ライン上に設けられ、前記第１ラインを開放状態又は閉止状態に切り換える第１弁と、
一方側は前記原子炉圧力容器又は前記蒸気発生器に直接的又は間接的に接続されると共に、他方側は前記水源からの冷却水が前記貯留部に貯留されるときの想定水位よりも低い位置で開口する第２ラインと、
前記第２ライン上に設けられ、前記第２ラインを開放状態又は閉止状態に切り換える第２弁とを備え、
前記第１弁及び前記第２弁は、前記原子炉圧力容器又は前記蒸気発生器内の圧力の高さに応じて開弁するように構成されている
ことを特徴とする原子力プラントの安全系。

【請求項2】

請求項１に記載の原子力プラントの安全系において、
前記非常用復水器は、前記原子炉圧力容器又は前記蒸気発生器からの蒸気を冷却するための冷却水を貯留する冷却水プールを含み、
前記非常用復水器の前記冷却水プールは、前記水源を兼ねている
ことを特徴とする原子力プラントの安全系。

【請求項3】

請求項１に記載の原子力プラントの安全系において、
前記貯留部は、前記原子炉格納容器の内部に設置されたタンクである
ことを特徴とする原子力プラントの安全系。

【請求項4】

請求項３に記載の原子力プラントの安全系において、
前記タンクは、前記原子炉圧力容器又は前記蒸気発生器から離れた位置に配置されている
ことを特徴とする原子力プラントの安全系。

【請求項5】

請求項４に記載の原子力プラントの安全系において、
前記タンクに接続され、前記水源から前記タンクに排出された冷却水を前記原子炉格納容器の床面に放出可能な第３ラインと、
前記第３ライン上に設けられ、前記第３ラインを閉止する第３弁とを更に備え、
前記第３弁は、前記第３弁の周囲の熱を受けて開弁するように構成されている
ことを特徴とする原子力プラントの安全系。

【請求項6】

請求項３に記載の原子力プラントの安全系において、
前記タンクは、前記水源からの冷却水を貯留したときに、前記原子炉圧力容器又は前記蒸気発生器の底部が当該冷却水の水面下に位置するように配置されている
ことを特徴とする原子力プラントの安全系。

【請求項7】

請求項１に記載の原子力プラントの安全系において、
前記貯留部は、前記原子炉格納容器の床面を含む底部である
ことを特徴とする原子力プラントの安全系。

【請求項8】

請求項１に記載の原子力プラントの安全系において、
前記第１弁は、前記原子炉格納容器の外側に配置されている
ことを特徴とする原子力プラントの安全系。

【請求項9】

請求項１に記載の原子力プラントの安全系において、
前記第２弁が開弁する圧力は、前記第１弁が開弁する圧力より高くなるように設定されている
ことを特徴とする原子力プラントの安全系。

【請求項10】

請求項１に記載の原子力プラントの安全系において、
前記第１弁及び前記第２弁は、前記原子炉圧力容器又は前記蒸気発生器で発生した蒸気の圧力を利用して開弁するように構成されている
ことを特徴とする原子力プラントの安全系。

【請求項11】

請求項１０に記載の原子力プラントの安全系において、
前記第１弁及び前記第２弁は、前記原子炉圧力容器又は前記蒸気発生器で発生した蒸気が圧力伝送管を介して供給されることで蒸気の圧力により直接的に作動するように構成されている
ことを特徴とする原子力プラントの安全系。

【請求項12】

請求項１０に記載の原子力プラントの安全系において、
前記第１弁は、弁駆動システムから所定値以上の圧力の気体が供給されることで作動するように構成されており、
前記弁駆動システムは、
前記所定値以上の圧力の気体を供給する気体供給源と、
前記気体供給源からの気体を前記第１弁に導く供給ラインと、
前記供給ラインを閉止するように設けられたラプチャディスクと、
前記原子炉圧力容器又は前記蒸気発生器からの蒸気が導入され、当該蒸気の圧力が閾値を超えると前記ラプチャディスクを破断させる破断操作部と、
前記供給ライン上における前記ラプチャディスクよりも前記第１弁側に設けられ、前記気体供給源から供給された気体が前記ラプチャディスクより下流側に流入すると前記供給ラインを連通させるように切り替える切替弁とを有する
ことを特徴とする原子力プラントの安全系。

【請求項13】

請求項１０に記載の原子力プラントの安全系において、
前記第２弁は、弁駆動システムから所定値以上の圧力の気体が供給されることで作動するように構成されており、
前記弁駆動システムは、
前記所定値以上の圧力の気体を供給する気体供給源と、
前記気体供給源からの気体を前記第２弁に導く供給ラインと、
前記供給ラインを閉止するように設けられたラプチャディスクと、
前記原子炉圧力容器又は前記蒸気発生器からの蒸気が導入され、当該蒸気の圧力が閾値を超えると前記気体供給源からの気体により前記ラプチャディスクを破断させる破断操作部と、
前記供給ライン上における前記ラプチャディスクよりも前記第２弁側に設けられ、前記気体供給源から供給された気体が前記ラプチャディスクより下流側に流入すると前記供給ラインを連通させるように切り替える切替弁とを有する
ことを特徴とする原子力プラントの安全系。

【請求項14】

請求項１に記載の原子力プラントの安全系において、
前記第１ライン上に設けられ、前記貯留部に向かう流れを許容する一方、前記水源に向かう流れを阻止する逆止弁を更に備えている
ことを特徴とする原子力プラントの安全系。

【発明の詳細な説明】

【技術分野】

【0001】

本発明は、原子力プラントの安全系に関する。

【背景技術】

【0002】

原子力プラントでは、定期検査やプラントの一部に不具合が生じた場合など、プラントを停止させる必要がある場合、反応度制御系である制御棒を炉心に挿入して核分裂反応を停止させることで原子炉を停止させる。原子炉の停止後も、炉心は崩壊熱により発熱するので、崩壊熱を原子炉から系外に放出して除去する必要がある。

【0003】

崩壊熱を系外に放出して原子炉を冷却する装置の１つとして、非常用復水器（以下、ＩＣと称す）がある。ＩＣは、炉心よりも高い位置に設置された冷却水プール内に熱交換器を配置したものである。ＩＣでは、炉心の崩壊熱により発生した蒸気を熱交換器に導いて冷却水プールの冷却水により冷却して凝縮させる。原子炉圧力容器または蒸気発生器からの蒸気を凝縮させることで、原子炉圧力容器または蒸気発生器の温度及び圧力の上昇を抑制している。ＩＣの熱交換器で凝縮した水は重力によって再び原子炉圧力容器または蒸気発生器に供給されるので、崩壊熱の除去を継続することができる。ＩＣの動作には非常用電源や動的機器が必要ないので、プラントの安全性が向上すると共にプラントの設備コストも削減することができる。ＩＣの除熱量は、原子炉圧力容器または蒸気発生器の圧力低下に伴い低下する。そのため、ＩＣによる除熱機能を維持するためには、一般的に、原子炉圧力容器を１ＭＰａ以上の圧力に保つ必要がある。

【0004】

沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）では、ＩＣに加えて、原子炉圧力容器を減圧するための自動減圧系を備えているものがある（例えば、特許文献１を参照）。自動減圧系は、原子炉圧力容器の蒸気を原子炉格納容器内に設けた圧力抑制プールに逃がすことで、原子炉圧力容器を減圧するものである。圧力抑制プールでは原子炉圧力容器からの蒸気が冷却水中に排出されて凝縮するので、原子炉格納容器の圧力上昇を抑制することができる。自動減圧系は、主蒸気管に設けられた安全弁を強制的に開くことで原子炉圧力容器を０．５ＭＰａ以下に減圧する。

【先行技術文献】

【特許文献】

【0005】

【文献】特開２００２－１２２６８９号公報

【発明の概要】

【発明が解決しようとする課題】

【0006】

特許文献１に記載の沸騰水型原子力発電プラントのように原子炉格納容器内に圧力抑制プールを設けている場合、原子炉格納容器の構造が複雑化するので、コストが増大する。圧力抑制プールを削除することができれば、原子炉格納容器の構造が簡素化されるので、コストを低減することができる。

【0007】

また、原子力プラントのコストを低減するには、注水用ポンプなどの動的機器や非常用電源の削除も重要である。動的機器や非常用電源を削除することで、動的機器や非常用電源そのもののコストを低減することができると共に、それらのメンテナンスに係るコストも低減することができる。

【0008】

特許文献１に記載の沸騰水型原子力発電プラントのように自動減圧系及びＩＣの両方を備えている場合、自動減圧系が誤作動すると、原子炉圧力容器が減圧されてしまうので、ＩＣの除熱機能を有効に活用できない状態が発生する懸念がある。そこで、ＩＣの除熱機能の活用を重視し、安全弁を含む自動減圧系を削除したプラントコンセプトが提案されている。ＩＣの能力を最大限活用するプラントコンセプトでは、圧力抑制プールが削除されていると共に、非常用電源や注水用ポンプが不要なので、コストを低減することが可能である。

【0009】

このプラントコンセプトでは、安全性の観点からＩＣを多重化している。したがって、全てのＩＣが作動しない可能性は極めて低い。しかし、万が一全てのＩＣが作動しなかった場合、このコンセプトのプラントでは、自動減圧系が削除されているので、原子炉圧力容器を減圧することができないことが想定される。原子炉圧力容器を減圧できないと、最終的には、原子炉圧力容器が高圧で破損する恐れがある。したがって、ＩＣが不作動の場合を想定したときに、原子炉圧力容器を減圧することを考える必要がある。

【0010】

本発明は、上記の問題点を解消するためになされたものであり、その目的は、原子炉格納容器の構造を簡素化することができ、かつ、非常用復水器が不作動の場合でも動的機器を用いずに原子炉圧力容器または蒸気発生器を減圧することができる原子力プラントの安全系を提供するものである。

【課題を解決するための手段】

【0011】

本願は上記課題を解決する手段を複数含んでいるが、その一例を挙げるならば、原子炉格納容器に格納された原子炉圧力容器又は蒸気発生器からの蒸気を冷却により凝縮させて再び前記原子炉圧力容器又は前記蒸気発生器に戻す非常用復水器を備えた原子力プラントの安全系であって、前記原子炉格納容器の外部に配置され、冷却水を貯留する水源と、前記原子炉格納容器の内部に位置すると共に前記水源よりも下方に位置し、前記水源から排出される冷却水を受け止めて貯留することが可能な貯留部と、前記水源に接続され、前記水源の冷却水を前記貯留部に導く第１ラインと、前記第１ライン上に設けられ、前記第１ラインを開放状態又は閉止状態に切り換える第１弁と、一方側は前記原子炉圧力容器又は前記蒸気発生器に直接的又は間接的に接続されると共に、他方側は前記水源からの冷却水が前記貯留部に貯留されるときの想定水位よりも低い位置で開口する第２ラインと、前記第２ライン上に設けられ、前記第２ラインを開放状態又は閉止状態に切り換える第２弁とを備え、前記第１弁及び前記第２弁は、前記原子炉圧力容器又は前記蒸気発生器内の圧力の高さに応じて開弁するように構成されていることを特徴とする。

【発明の効果】

【0012】

本発明によれば、非常用復水器の不作動により原子炉圧力容器又は蒸気発生器内の圧力が通常範囲を逸脱して上昇しても、第１弁及び第２弁が開弁することで、冷却水タンクから貯留部に排出された冷却水中に原子炉圧力容器又は蒸気発生器からの蒸気が導入されて凝縮するので、原子炉格納容器に圧力抑制プールを設けることなく、原子炉圧力容器を減圧することができる。すなわち、原子炉格納容器の構造を簡素化することができ、かつ、非常用復水器が不作動の場合でも動的機器を用いずに原子炉圧力容器を減圧することができる。
上記した以外の課題、構成及び効果は、以下の実施形態の説明により明らかにされる。

【図面の簡単な説明】

【0013】

【図1】本発明の原子力プラントの安全系の第１の実施の形態を備えた沸騰水型の原子力プラントを示す概略系統図である。

【図2】図１に示す本発明の原子力プラントの安全系の第１の実施の形態の一部を構成するドレン弁及び減圧弁の構造の一例を示す模式図である。

【図3】図２に示すドレン弁及び減圧弁におけるＩＣ不作動時の作動状態（開弁状態）を示す模式図である。

【図4】図１に示す本発明の原子力プラントの安全系の第１の実施の形態の一部を構成する溶融弁の構造の一例を示す模式図である。

【図5】図１に示す本発明の原子力プラントの安全系の第１の実施の形態における非常用復水器（ＩＣ）の作動状態を示す概略系統図である。

【図6】図１に示す本発明の原子力プラントの安全系の第１の実施の形態におけるＩＣ不作動時の作動状態を示す概略系統図である。

【図7】本発明の原子力プラントの安全系の第２の実施の形態を備えた原子力プラントを示す概略系統図である。

【図8】本発明の原子力プラントの安全系の第３の実施の形態を備えた原子力プラントを示す概略系統図である。

【図9】本発明の原子力プラントの安全系の第４の実施の形態を備えた原子力プラントを示す概略系統図である。

【図10】本発明の原子力プラントの安全系の第５の実施の形態を備えた原子力プラントを示す概略系統図である。

【図11】本発明の原子力プラントの安全系の第１～第５の実施の形態の一部を構成する減圧弁を駆動するための弁駆動システムの変形例を示すブロック図である。

【図12】図１１に示す減圧弁駆動システムの変形例における減圧弁作動時（開弁時）の状態を示すブロック図である。

【図13】本発明の原子力プラントの安全系の第１～第５の実施の形態の一部を構成するドレン弁を駆動するための弁駆動システムの変形例を示すブロック図である。

【図14】図１３に示すドレン弁駆動システムの変形例におけるドレン弁作動時（開弁時）の状態を示すブロック図である。

【図15】本発明の原子力プラントの安全系の実施の形態を備えた加圧水型の原子力プラントを示す概略系統図である。

【発明を実施するための形態】

【0014】

以下、本発明の原子力プラントの安全系の実施の形態について図面を用いて説明する。以下で説明する第１～第５の実施の形態は、本発明を沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）に適用した例である。

【0015】

［第１の実施の形態］
本発明の原子力プラントの安全系の第１の実施の形態を備えた原子力プラントの構成について図１を用いて説明する。図１は本発明の原子力プラントの安全系の第１の実施の形態を備えた沸騰水型の原子力プラントを示す概略系統図である。なお、図１はプラントの通常運転時の状態を示している。

【0016】

図１において、原子力プラント１の原子炉格納容器１１には、炉心１２を内包する原子炉圧力容器１３が格納されている。原子炉格納容器１１内の圧力は、通常運転時において、原子炉格納容器１１の外部の大気圧とほぼ同じとなっている。原子炉圧力容器１３は、炉心１２の核分裂反応熱又は崩壊熱によって蒸気が発生する領域であり、下側に液相部１３ａが上側に気相部１３ｂ（主に蒸気）が形成される。原子炉圧力容器１３には、原子炉圧力容器１３で発生した蒸気をタービン（図示せず）に送る主蒸気管１４が接続されている。主蒸気管１４は、原子炉格納容器１１を貫通している。主蒸気管１４における原子炉格納容器１１の内側及び外側にはそれぞれ、主蒸気管１４を遮断可能な主蒸気隔離弁１５が設置されている。

【0017】

原子力プラント１は、原子炉に異常が発生したときに原子力プラント１を安全な状態に維持するための安全系として、系外（原子炉格納容器１１の外部）に熱エネルギを放出する非常用復水器３０（以下、ＩＣと称する）と、ＩＣ３０が作動しないときに原子炉圧力容器１３を減圧する減圧保護系４０とを更に備えている。この原子力プラント１は、減圧保護系４０を備えることで、原子炉圧力容器１３を減圧するための従来構成の圧力抑制プールを含む自動減圧系を削除した構成となっている。

【0018】

ＩＣ３０は、原子炉圧力容器１３からの蒸気を冷却により凝縮させて再び原子炉圧力容器１３に戻すものである。ＩＣ３０は、冷却水を貯留するＩＣ冷却水プール３１と、ＩＣ冷却水プール３１内に配置されたＩＣ熱交換器３２と、ＩＣ熱交換器３２の入口（上側）と主蒸気管１４（原子炉圧力容器１３の気相部１３ｂ）とを接続するＩＣ蒸気供給ライン３３と、ＩＣ熱交換器３２の出口（下側）と原子炉圧力容器１３の下部（液相部１３ａに相当する部分）とを接続するＩＣ戻りライン３４とを備えている。ＩＣ戻りライン３４上には、ＩＣ３０を起動させるためのＩＣ起動弁３５が設置されている。

【0019】

ＩＣ冷却水プール３１は、原子炉格納容器１１の外部に設置され、且つ、炉心１２よりも上方の位置、正確には原子炉圧力容器１３内の通常水位１３ｃよりも高い位置に配置されている。ＩＣ冷却水プール３１は、例えば、開口部３１ａを有しており、大気に開放されている。ＩＣ蒸気供給ライン３３は、原子炉圧力容器１３内の蒸気をＩＣ熱交換器３２に供給するものである。ＩＣ熱交換器３２は、ＩＣ蒸気供給ライン３３を介して供給される原子炉圧力容器１３からの蒸気をＩＣ冷却水プール３１内の冷却水により冷却して凝縮させるものである。ＩＣ戻りライン３４は、ＩＣ熱交換器３２にて生成された水を原子炉圧力容器１３に戻すものである。ＩＣ起動弁３５は、通常運転中は閉弁している一方、原子炉圧力容器１３の圧力が所定値よりも上昇した場合、例えば圧力上昇を検知した信号が入力された場合に開弁するように構成されている。

【0020】

原子力プラント１では、ＩＣ３０が多重化されており、原子力プラント１の安全性の向上が図られている。例えば、３系統から４系統のＩＣ３０（図１中、１系統のみを図示）が設置されている。

【0021】

減圧保護系４０は、ＩＣ３０が作動せずに原子炉圧力容器１３内の圧力が通常範囲から逸脱して上昇した場合に、原子炉圧力容器１３を減圧させることで原子炉圧力容器１３を保護するものであり、原子炉圧力容器１３の圧力上昇した蒸気を利用して起動するように構成されている。具体的には、減圧保護系４０は、冷却水を貯留する水源としてのＩＣ３０のＩＣ冷却水プール３１と、原子炉格納容器１１の内部に位置すると共にＩＣ冷却水プール３１よりも下方に位置する中間タンク４１と、ＩＣ冷却水プール３１と中間タンク４１と接続するドレンライン４２と、ドレンライン４２上に設けられたドレン弁４３及び逆止弁４４と、主蒸気管１４から分岐して中間タンク４１に接続された減圧ライン４５と、減圧ライン４５上に設けられた減圧弁４６とを備えている。

【0022】

中間タンク４１は、通常運転時では冷却水を貯留していない空の状態に構成されており、ＩＣ３０が作動しない場合に限ってＩＣ冷却水プール３１から排出される冷却水を受け止めて貯留することが可能な貯留部として機能するように設置されたタンクである。中間タンク４１は、通常運転時に冷却水を貯留していない分、重量が小さくなっている。このため、中間タンク４１は、故障を引き起こす虞のある地震時の荷重が低減されている。中間タンク４１は、原子炉圧力容器１３から離れた位置に配置されており、例えば、ＩＣ冷却水プール３１の真下の位置に配置されている。原子炉圧力容器１３の下方や周辺は、図示しない制御棒や多数の配管が配置されていること多く、中間タンク４１の設置スペースを確保することができない場合に好適である。

【0023】

ドレンライン４２は、ＩＣ冷却水プール３１に貯留されている冷却水の少なくとも一部を中間タンク４１に導くものである。例えば、ドレンライン４２の一方側はＩＣ冷却水プール３１の底部に接続され、他方側は中間タンク４１が冷却水タンクからの冷却水を貯留したときの想定水位４１ａよりも高い位置で開口するように構成されている。ドレンライン４２は、例えば、全長に亘って原子炉格納容器１１内に配置されている。

【0024】

ドレンライン４２上には、上側（上流側）から順に逆止弁４４及びドレン弁４３が配置されている。逆止弁４４及びドレン弁４３は、例えば、原子炉格納容器１１の内部に配置されている。

【0025】

逆止弁４４は、ＩＣ冷却水プール３１から中間タンク４１に向かう流れを許容する一方、中間タンク４１からＩＣ冷却水プール３１に向かう流れを阻止するように構成されている。逆止弁４４は、原子炉格納容器１１内の気体がドレンライン４２を介して原子炉格納容器１１の外部に放出されることを防止するものである。

【0026】

ドレン弁４３は、ドレンライン４２を開放状態又は閉止状態に切り換えるものである。ドレン弁４３は、通常運転時には閉弁しており、原子炉圧力容器１３内の圧力が通常範囲を逸脱して上昇したときに開弁する（起動する）ように構成されている。ドレン弁４３は、原子炉圧力容器１３で発生した蒸気の圧力を利用して開弁するものであり、例えば、原子炉圧力容器１３内の蒸気の圧力が圧力伝送管７０を介して伝送されることで、当該圧力に応じて開弁状態及び閉弁状態が切り換えられるように構成されている。ドレン弁４３の構造については後述する。圧力伝送管７０は、原子炉圧力容器１３の上部（気相部１３ｂ）とドレン弁４３の後述の弁開閉機構５４（後述の図２及び図３参照）とを接続しており、原子炉圧力容器１３の圧力をドレン弁４３に伝送する配管である。

【0027】

減圧ライン４５は、一方側が原子炉圧力容器１３の上部（気相部１３ｂ）に主蒸気管１４を介して間接的に接続されていると共に、他方側はＩＣ冷却水プール３１からの冷却水が中間タンク４１に貯留されるときの想定水位４１ａよりも低い位置で開口するように設置されている。減圧ライン４５は、原子炉圧力容器１３内の蒸気の一部を中間タンク４１に導いて中間タンク４１に貯留されるＩＣ冷却水プール３１からの冷却水に導入するものである。

【0028】

減圧弁４６は、減圧ライン４５を開放状態又は閉止状態に切り換えるものである。減圧弁４６は、通常運転時には閉止されており、原子炉圧力容器１３内の圧力が通常範囲を逸脱して上昇したときに開弁する（起動する）ように構成されている。減圧弁４６は、原子炉圧力容器１３で発生した蒸気の圧力を利用して開弁するものであり、例えば、原子炉圧力容器１３内の圧力が圧力伝送管７０を介して伝送されることで、当該圧力に応じて開弁状態及び閉弁状態が切り換えられるように構成されている。減圧弁４６は、ドレン弁４３よりも高い圧力で開弁するように構成されている。すなわち、減圧弁４６は、その起動がドレン弁４３の起動よりも遅くなるように構成されている。減圧弁４６の構造については後述する。圧力伝送管７０は、原子炉圧力容器１３の上部（気相部１３ｂ）と減圧弁４６の後述の弁開閉機構５４（後述の図２及び図３参照）とを接続しており、原子炉圧力容器１３の圧力を減圧弁４６に伝送する配管である。

【0029】

中間タンク４１には、床面注水ライン４７が接続されている。床面注水ライン４７は、ＩＣ冷却水プール３１から中間タンク４１に排出されて貯留された冷却水を原子炉格納容器１１の床面１１ａに放出するものである。床面注水ライン４７は、例えば、中間タンク４１の底部から原子炉格納容器１１の床面１１ａに向かって延在している。床面注水ライン４７は、炉心溶融が発生した場合を想定した構成である。

【0030】

床面注水ライン４７上には、床面注水ライン４７を閉止する溶融弁４８が設けられている。溶融弁４８は、例えば、床面注水ライン４７における床面１１ａ近傍の端部に配置されている。溶融弁４８は、通常時には閉弁しており、溶融弁４８の周囲の熱を受けて溶融することで開弁する（起動する）ように構成されている。溶融弁４８の構造については後述する。

【0031】

次に、本発明の原子力プラントの安全系の第１の実施の形態の一部を構成するドレン弁及び減圧弁の構造の一例について図２及び図３を用いて説明する。図２は図１に示す本発明の原子力プラントの安全系の第１の実施の形態の一部を構成するドレン弁及び減圧弁の構造の一例を示す模式図である。図３は図２に示すドレン弁及び減圧弁におけるＩＣ不作動時の作動状態（開弁状態）を示す模式図である。ドレン弁および減圧弁の構造は同様なものである。ドレン弁と減圧弁の相違点は、設置される配管が異なること及び作動圧力（開弁圧力）が異なることである。

【0032】

図２において、ドレン弁４３及び減圧弁４６は、ドレンライン４２（減圧弁４６の場合、減圧ライン４５）に設けられた弁座５１と、弁座５１に対して接離可能な弁体５２と、弁体５２を弁座５１側（閉弁方向）に付勢する弁ばね５３と、弁体５２を弁座５１に対して変位させる弁開閉機構５４とを備えている。弁座５１は、ドレンライン４２（減圧弁４６の場合、減圧ライン４５）の流路の一部を構成する開口部５１ａ（図３も参照）を有している。開口部５１ａは、弁体５２が着座することで閉塞される。ドレン弁４３及び減圧弁４６は、原子力プラント１の通常運転時において、弁体５２が弁ばね５３の付勢力によって弁座５１に押し付けられてドレンライン４２（減圧弁４６の場合、減圧ライン４５）を閉止するように構成されている。弁開閉機構５４は、原子炉圧力容器１３で発生した蒸気が圧力伝送管７０を介して供給されることで蒸気の圧力により直接的に作動するように構成されている。

【0033】

具体的には、弁開閉機構５４は、原子炉圧力容器１３の圧力が入力されるシリンダチューブ５５と、シリンダチューブ５５内に摺動可能に配置されたピストン５６と、ピストン５６と弁体５２とを接続するピストンロッド５７とを有している。ピストン５６は、シリンダチューブ５５内を第１室５５ａと第２室５５ｂとに分離し、第１室５５ａ内の圧力及び第２室５５ｂ内の圧力を受けてシリンダチューブ５５内で変位する。ピストンロッド５７は、ピストン５６の第１室５５ａ側からシリンダチューブ５５の外側に延在して弁体５２に接続されている。シリンダチューブ５５の第１室５５ａには、圧力伝送管７０が接続されており、原子炉圧力容器１３内の蒸気が供給される。第２室５５ｂは、開口部５５ｃを有しており、シリンダチューブ５５の外部（原子炉格納容器１１内）に開放されている。

【0034】

シリンダチューブ５５内には、図３に示すように、ピストン５６が係合するラッチ５８が設けられている。ラッチ５８は、ピストン５６がシリンダチューブ５５の第２室５５ｂ側に変位して弁体５２が離座した状態のときに、ピストン５６を機械的に保持するものである。すなわち、ラッチ５８は、ドレン弁４３または減圧弁４６が作動した開弁状態に維持するものである。

【0035】

ドレン弁４３及び減圧弁４６は、弁ばね５３の付勢力を調整することで開弁圧力が調整される。すなわち、ドレン弁４３及び減圧弁４６は、圧力伝送管７０を介して伝送される原子炉圧力容器１３内の蒸気の圧力が閾値を超えて上昇した場合に開弁する。ドレン弁４３及び減圧弁４６の開弁圧力（閾値）は、ＩＣ３０の作動時における原子炉圧力容器１３の最高圧力よりも高くなるように設定されている。この設定により、ドレン弁４３及び減圧弁４６の誤作動によってＩＣ３０の除熱機能の喪失を防止することができる。また、ドレン弁４３の開弁圧力は、減圧弁４６の開弁圧力より低くなるように設定されている。すなわち、ドレン弁４３は、減圧弁４６よりも早く起動するように構成されている。

【0036】

何らか理由によりＩＣ３０が作動せずに原子炉圧力容器１３の圧力が上昇した場合、図２に示すシリンダチューブ５５の第１室５５ａに原子炉圧力容器１３内の高圧状態が圧力伝送管７０を介して伝送されると、図３に示すように、シリンダチューブ５５内のピストン５６が弁ばね５３の付勢力に抗して第２室５５ｂ側に変位する。このピストン５６の変位に伴い弁体５２が弁座５１から離れる方向に変位することで、弁体５２により閉塞されていた弁座５１の開口部５１ａが開口する。このように、ドレン弁４３及び減圧弁４６は、原子炉圧力容器１３内の圧力が圧力伝送管７０を介してシリンダチューブ５５の第１室５５ａに伝送される構成なので、ＩＣ３０の不作動などで原子炉圧力容器１３の圧力が通常範囲を逸脱した高圧状態になったときに、操作員が操作を行うことなく且つ動的機器を用いることなく自動的に開弁する。また、ピストン５６が第２室５５ｂ側に変位しラッチ５８に係合することで、弁体５２の開弁状態を維持することができる。

【0037】

次に、本発明の原子力プラントの安全系の第１の実施の形態の一部を構成する溶融弁の構造の一例について図４を用いて説明する。図４は図１に示す本発明の原子力プラントの安全系の第１の実施の形態の一部を構成する溶融弁の構造の一例を示す模式図である。

【0038】

図４において、床面注水ライン４７の端部には、溶融弁４８が設けられている。溶融弁４８は、例えば、床面注水ライン４７の端部開口を閉塞可能な端栓６１と、床面注水ライン４７の端部に回動可能に取り付けられたスイングアーム６２と、床面注水ライン４７の端部に固定されスイングアーム６２を支持可能な支持アーム６３と、スイングアーム６２に回動可能に取り付けられたスイングレバー６４と、スイングレバー６４にワイヤ６５を介して取り付けられたウェイト６６と、ウェイト６６を床面注水ライン４７の端部に取り付ける低融点取付部材６７とを備えている。

【0039】

スイングアーム６２は、一端側が床面注水ライン４７の端部に回動ピン６２ａを介して回動可能に取り付けられていると共に、他端側が支持アーム６３に脱落可能に支持されている。スイングアーム６２には、スイングアーム６２が支持アーム６３に支持されている状態において、端栓６１が床面注水ライン４７の端部開口を閉塞するように固定されている。支持アーム６３は、スイングアーム６２の他端側が係合する係合部６３ａを有している。スイングレバー６４は、一端側がスイングアーム６２の他端側に回動ピン６４ａを介して回動可能に取り付けられていると共に、他端側にはワイヤ６５の一端部が接合されている。低融点取付部材６７は、低融点の金属により形成されており、所定の温度を超えた場合に溶融又は軟化により破断するものである。

【0040】

溶融弁４８の周囲の温度が上昇して低融点取付部材６７が溶断されると、ウェイト６６が自重によって落下し、ウェイト６６の落下の衝撃荷重がワイヤ６５を介してスイングレバー６４に伝えられる。これにより、スイングレバー６４が回動ピン６４ａを中心に支持アーム６３を押し出すように回転動作し、その結果、支持アーム６３の係合部６３ａとスイングアーム６２との係合が解除される。支持アーム６３との係合が解除されたスイングアーム６２は、支持アーム６３による支持がなくなることで、ウェイト６６が垂れ下がる状態になるように回動ピン６２ａを中心に回転動作する。スイングアーム６２の回動に伴い端栓６１が床面注水ライン４７の開口部から外れ、床面注水ライン４７が開口状態となる。このように、原子炉格納容器１１内における溶融弁４８の近傍の温度が通常範囲を逸脱した高温状態になった場合、溶融弁４８は、操作員が操作を行うことなく且つ動的機器を用いることなく自動的に開弁する。

【0041】

次に、本発明の原子力プラントの安全系の第１の実施の形態における動作について図１～図６を用いて説明する。図５は図１に示す本発明の原子力プラントの安全系の第１の実施の形態におけるＩＣの作動状態を示す概略系統図である。図６は図１に示す本発明の原子力プラントの安全系の第１の実施の形態におけるＩＣ不作動時の作動状態を示す概略系統図である。

【0042】

図１に示す原子力プラント１では、定期検査などでプラントを停止させる場合やプラントに悪影響を及ぼす可能性のある事象（例えば、地震）が発生した場合や、制御棒の挿入により炉心１２の核分裂を停止させることでプラントを停止させる。その際、地震などによってタービン（図示せず）などに不具合が発生している可能性がある場合、主蒸気隔離弁１５を閉止し、原子炉圧力容器１３から原子炉格納容器１１の外部へ蒸気が流出することを防止する。

【0043】

原子炉の停止後も、原子炉圧力容器１３内では、炉心１２の崩壊熱により蒸気が発生し続ける。この状態が継続すると、原子炉圧力容器１３の圧力が上昇する。原子炉圧力容器１３の圧力上昇を検知すると、図５に示すように、ＩＣ３０のＩＣ起動弁３５が開弁する（起動する）。ＩＣ起動弁３５の開弁により、原子炉圧力容器１３内の蒸気がＩＣ蒸気供給ライン３３を通ってＩＣ熱交換器３２に供給される。ＩＣ熱交換器３２は、周囲のＩＣ冷却水プール３１の冷却水によって冷却されているので、ＩＣ熱交換器３２に流入した蒸気は冷却により凝縮して水に戻る。ＩＣ熱交換器３２で生じた凝縮水は、ＩＣ蒸気供給ライン３３の蒸気との密度差により重力でＩＣ戻りライン３４を通って原子炉圧力容器１３に戻り、再び炉心１２の冷却に利用される。

【0044】

このように、ＩＣ３０は、ＩＣ起動弁３５が開弁するだけで、原子炉圧力容器１３からの蒸気を水に戻して自重により再び原子炉圧力容器１３に供給することで炉心１２の崩壊熱を除去し続ける。すなわち、ＩＣ３０は、ポンプ（動的機器）やポンプ駆動用の非常用電源などを用いることなく、炉心１２の崩壊熱を系外に放出することができる。

【0045】

ＩＣ３０は多重化されており、安全性の向上が図られている。しかし、非常に低い可能性ではあるが、全系統のＩＣ３０が作動しない場合を想定しておく。この場合、炉心１２の崩壊熱を除去することができないので、原子炉圧力容器１３の圧力上昇が継続する。

【0046】

このような事態が生じて原子炉圧力容器１３の圧力が閾値を超えて上昇した場合、原子炉圧力容器１３の圧力が圧力伝送管７０を介してドレン弁４３に伝送されることで、図６に示すように、ドレン弁４３が開弁する（図３も参照）。ドレン弁４３の開弁により、通常運転時には空の状態の中間タンク４１に対してＩＣ冷却水プール３１の冷却水が重力によってドレンライン４２を通して排出される。これにより、中間タンク４１には、ＩＣ冷却水プール３１から排出された冷却水が貯留されて水面４１ｂが形成される。

【0047】

さらに、原子炉圧力容器１３の圧力が圧力伝送管７０を介して減圧弁４６に伝送されることで、減圧弁４６が開弁する。本実施の形態においては、減圧弁４６の開弁圧力がドレン弁４３の開弁圧力よりも高くなるように設定されているので、減圧弁４６はドレン弁４３よりも遅れて開弁することになる。

【0048】

減圧弁４６の開弁により、原子炉圧力容器１３内の蒸気が主蒸気管１４及び減圧ライン４５を通って中間タンク４１に排出される。これにより、原子炉圧力容器１３が減圧され、原子炉圧力容器１３の高圧破損を防止することができる。本実施の形態においては、減圧ライン４５の端部開口が中間タンク４１の水面４１ｂよりも低い位置にある。これにより、原子炉圧力容器１３から中間タンク４１に排出された蒸気が中間タンク４１内に貯留されている冷却水中に導入されて凝縮し、原子炉圧力容器１３内の蒸気のエネルギが中間タンク４１内の冷却水に移行する。したがって、原子炉圧力容器１３の蒸気が原子炉格納容器１１内の空間にそのまま放出される場合と比べて、原子炉格納容器１１の圧力上昇を抑制することができる。

【0049】

中間タンク４１に排出された蒸気が冷却水によって凝縮される際、蒸気中に含まれる放射性物質の大半がスクラビング効果によって中間タンク４１内の冷却水によって捕獲され、当該冷却水中に保持される。したがって、この後に、万が一蒸気が原子炉格納容器１１の外部に放出されたとしても、原子炉格納容器１１外に放出される放射性物質の量を抑制することができる。本実施の形態では、原子炉格納容器１１に圧力抑制プールを設けていない。しかし、ＩＣ冷却水プール３１から排出された冷却水を貯留する中間タンク４１が圧力抑制プールと同様な機能を発揮することができる。

【0050】

なお、減圧ライン４５を通って中間タンク４１に流入する蒸気流量が非常に多い場合、原子炉格納容器１１の圧力上昇の速度が速くなる。そのため、原子炉圧力容器１３の減圧の速度が可能な限り遅くなるように減圧ライン４５の配管径を設計することが好ましい。もしくは、減圧ライン４５の中途位置にオリフィス（図示せず）を設けることで、減圧ライン４５を通る蒸気流量を制限するように構成することが可能である。また、主蒸気管１４に元々設けられている流量制限器（図示せず）を利用して中間タンク４１に流入する蒸気流量を制限する構成も可能である。

【0051】

本実施の形態は、中間タンク４１に注水する水源として、ＩＣ冷却水プール３１を用いている。減圧保護系４０は、ＩＣ３０が作動しない場合に作動するものである。したがって、減圧保護系４０の作動時には、ＩＣ冷却水プール３１の冷却水は略全量残存している。活用されていないＩＣ冷却水プール３１の冷却水を中間タンク４１に注水することで、冷却水を無駄なく利用することができ、中間タンク４１に注水する冷却水を貯留するタンクを新たに設ける必要が無い。

【0052】

このように、減圧保護系４０は、ＩＣ３０が作動せずに原子炉圧力容器１３内の圧力が閾値を超えて上昇した場合、原子炉圧力容器１３の圧力上昇した蒸気によりドレン弁４３及び減圧弁４６が開弁することで起動し、ＩＣ冷却水プール３１から中間タンク４１に排出された冷却水に原子炉圧力容器１３の蒸気を導入する。これにより、原子炉圧力容器１３が減圧されて原子炉圧力容器１３の高圧破損を防止することができると共に、原子炉格納容器１１の圧力上昇を抑制することができる。

【0053】

本実施の形態に係る原子力プラント１は、ＩＣ３０が不作動のとき、原子炉圧力容器１３を減圧する減圧保護系４０を備えているが、原子炉圧力容器１３内に注水する系統は備えていない。この理由は、原子炉圧力容器１３の圧力が７ＭＰａ以上なので、原子炉圧力容器１３内に重力により注水しようとすると、水源を原子炉圧力容器１３よりも７００ｍ以上高い位置に配置する必要があり、非現実的であるからである。

【0054】

このため、ＩＣ３０が作動しない場合には、炉心１２が冷却されずに崩壊熱によって溶融する恐れがある。溶融炉心は、原子炉圧力容器１３の下部を溶融して破損させる。原子炉圧力容器１３の下部が破損すると、溶融炉心が原子炉格納容器１１の床面１１ａ上に落下して拡がり、原子炉格納容器１１の雰囲気温度を上昇させる。

【0055】

溶融炉心の熱エネルギにより原子炉格納容器１１の雰囲気温度が異常な高温になると、溶融弁４８が開弁する。溶融弁４８の開弁により、中間タンク４１内に排出されて貯留されていた冷却水が床面注水ライン４７を介して原子炉格納容器１１の床面１１ａ上の溶融炉心に放出される。この冷却水により溶融炉心が冷却され、過酷事故が収束する。このように、ＩＣ３０が作動しない状況でも、操作員が操作を行うことなく溶融弁４８が開弁し且つ動的機器を用いることなく冷却水の自重により溶融炉心に注水することで、事故を収束させることができる。

【0056】

上述したように、第１の実施の形態に係る原子力プラント１の安全系は、原子炉格納容器１１に格納された原子炉圧力容器１３からの蒸気を冷却により凝縮させて再び原子炉圧力容器１３に戻すＩＣ３０を備えたものであって、原子炉格納容器１１の外部に設置され冷却水を貯留する水源としてのＩＣ３０のＩＣ冷却水プール３１と、原子炉格納容器１１の内部に位置すると共にＩＣ冷却水プール３１（水源）よりも下方に位置し、ＩＣ冷却水プール３１（水源）から排出される冷却水を受け止めて貯留することが可能な貯留部としての中間タンク４１と、ＩＣ冷却水プール３１（水源）に接続され、ＩＣ冷却水プール３１（水源）の冷却水を中間タンク４１（貯留部）に導くドレンライン４２（第１ライン）と、ドレンライン４２（第１ライン）上に設けられ、ドレンライン４２（第１ライン）を開放状態又は閉止状態に切り換えるドレン弁４３（第１弁）と、一方側は原子炉圧力容器１３に間接的に接続されると共に他方側はＩＣ冷却水プール３１（水源）からの冷却水が中間タンク４１（貯留部）に貯留されたときの想定水位４１ａよりも低い位置で開口する減圧ライン４５（第２ライン）と、減圧ライン４５（第２ライン）上に設けられ、減圧ライン４５（第２ライン）を開放状態又は閉止状態に切り換える減圧弁４６（第２弁）とを備える。ドレン弁４３（第１弁）及び減圧弁４６（第２弁）は、原子炉圧力容器１３内の圧力の高さに応じて開弁するように構成されている。

【0057】

この構成によれば、ＩＣ３０の不作動により原子炉圧力容器１３内の圧力が通常範囲を逸脱して上昇しても、ドレン弁４３（第１弁）及び減圧弁４６（第２弁）が開弁することで、ＩＣ冷却水プール３１（水源）から中間タンク４１（貯留部）に排出された冷却水に原子炉圧力容器１３からの蒸気が導入されて凝縮するので、原子炉格納容器１１に圧力抑制プールを設けることなく、原子炉圧力容器１３を減圧することができる。すなわち、原子炉格納容器１１の構造を簡素化することができ、かつ、ＩＣ３０が不作動の場合でも動的機器を用いずに原子炉圧力容器１３を減圧することができる。

【0058】

また、本実施の形態においては、ＩＣ３０が原子炉圧力容器１３からの蒸気を冷却するための冷却水を貯留するＩＣ冷却水プール３１を含み、ＩＣ冷却水プール３１が上述の水源を兼ねている。この構成によれば、中間タンク４１に排出する冷却水を予め貯留している減圧保護系４０の水源として、冷却水タンクを別途設置する必要がないので、原子力プラント１の安全系の構成を簡略化することができる。

【0059】

また、本実施の形態においては、上述の貯留部が原子炉格納容器１１内に設置された中間タンク４１（タンク）である。この構成によれば、原子炉格納容器１１内に貯留部を容易に確保することができる。

【0060】

さらに、本実施の形態においては、中間タンク４１は、原子炉圧力容器１３から離れた位置に配置されている。この構成によれば、中間タンク４１の配置位置として、機器が多数配置される原子炉圧力容器１３の周辺領域を回避することができるので、中間タンク４１の配置スペースを確保しやすい。

【0061】

また、本実施の形態に係る原子力プラント１の安全系は、中間タンク４１に接続されＩＣ冷却水プール３１（水源）から中間タンク４１に排出された冷却水を原子炉格納容器１１の床面１１ａに放出可能な床面注水ライン４７（第３ライン）と、床面注水ライン４７（第３ライン）上に設けられ床面注水ライン４７（第３ライン）を閉止する溶融弁４８（第３弁）とを更に備えている。溶融弁４８（第３弁）は、溶融弁４８（第３弁）の周囲の熱を受けて開弁するように構成されている。

【0062】

この構成によれば、原子炉格納容器１１の床面１１ａ上に溶融炉心が拡がってしまった場合でも、溶融炉心の熱により溶融弁４８が操作員の操作なしに開弁し、中間タンク４１に貯留されている冷却水の自重により動的機器を用いることなく溶融炉心に注水することで、当該事故を収束させることができる。

【0063】

また、本実施の形態においては、減圧弁４６（第２弁）の開弁する圧力がドレン弁４３（第１弁）の開弁する圧力よりも高くなるように設定されている。この構成によれば、ドレン弁４３（第１弁）が開弁してＩＣ冷却水プール３１からの冷却水が中間タンク４１に貯留された後に、減圧弁４６（第２弁）を開弁させることができるので、原子炉圧力容器１３の蒸気を中間タンク４１の冷却水中に確実に導入して凝縮させることができる。したがって、原子炉圧力容器１３の蒸気のエネルギが冷却水中に移行されるので、原子炉格納容器１の圧力上昇を確実に抑制することができる。

【0064】

また、本実施の形態においては、ドレン弁４３（第１弁）及び減圧弁４６（第２弁）が原子炉圧力容器１３で発生した蒸気の圧力を利用して開弁するように構成されている。この構成によれば、ＩＣ３０の不作動により原子炉圧力容器１３内の蒸気圧力が上昇したときに、操作員が操作することなくドレン弁４３（第１弁）及び減圧弁４６（第２弁）を自動的に開弁させることができる。

【0065】

また、本実施の形態においては、ドレン弁４３（第１弁）及び減圧弁４６（第２弁）は原子炉圧力容器で発生した蒸気が圧力伝送管７０を介して供給されることで蒸気の圧力により直接的に作動するように構成されている。この構成によれば、原子炉圧力容器１３の蒸気を利用してドレン弁４３（第１弁）及び減圧弁４６（第２弁）を駆動させる弁駆動システムとして、圧力伝送管７０を使用すればよいので、弁駆動システムを簡素に構成することができる。

【0066】

また、本実施の形態に係る原子力プラント１の安全系は、ドレンライン４２（第１ライン）上に設けられ、中間タンク４１（貯留部）に向かう流れを許容する一方、ＩＣ冷却水プール３１（水源）に向かう流れを阻止する逆止弁４４を更に備えている。この構成によれば、原子炉格納容器１１内の気体のドレンライン４２を介した原子炉格納容器１１外への放出を防止することができる。

【0067】

［第２の実施の形態］
次に、本発明の原子力プラントの安全系の第２の実施の形態について図７を用いて説明する。図７は本発明の原子力プラントの安全系の第２の実施の形態を備えた原子力プラントを示す概略系統図である。なお、図７において、図１～図６に示す符号と同符合のものは、同様な部分であるので、詳細な説明は省略する。

【0068】

図７に示す本発明の第２の実施の形態に係る原子力プラントの安全系が第１の実施の形態と相違する点は、ＩＣ冷却水プール３１からドレンされる冷却水を貯留する減圧保護系４０Ａの貯留部として、第１の実施の形態の減圧保護系４０の中間タンク４１の代わりに、原子炉格納容器１１における床面１１ａを含む底部を用いることである。本実施の形態の減圧保護系４０Ａは、ＩＣ冷却水プール３１の冷却水を原子炉格納容器１１の床面１１ａに直接排出し、排出された冷却水を原子炉格納容器１１の底部にて貯留させる。

【0069】

具体的には、減圧保護系４０Ａは、第１の実施の形態と同様な水源としてのＩＣ冷却水プール３１と、ＩＣ冷却水プール３１から原子炉格納容器１１の床面１１ａの近傍まで延在するドレンライン４２Ａと、ドレンライン４２Ａ上に配置された第１の実施の形態と同様なドレン弁４３及び逆止弁４４と、主蒸気管１４から分岐して原子炉格納容器１１の床面１１ａの近傍まで延在する減圧ライン４５Ａと、減圧ライン４５Ａ上に設置された第１の実施の形態と同様な減圧弁４６とを備えている。ドレンライン４２Ａは、ＩＣ冷却水プール３１に貯留されている冷却水の少なくとも一部を原子炉格納容器１１の床面１１ａに直接注水するものである。減圧ライン４５Ａは、ＩＣ冷却水プール３１からの冷却水が原子炉格納容器１１の底部に貯留されるときの想定水位１１ｂよりも低い位置で開口するように構成されている。すなわち、減圧ライン４５Ａは、原子炉格納容器１１の底部に貯留されるＩＣ冷却水プール３１からの冷却水中に原子炉圧力容器１３内の蒸気を導入するものである。

【0070】

本実施の形態においては、全系統のＩＣ３０が作動しない場合、第１の実施の形態の場合と同様に、原子炉圧力容器１３の圧力が圧力伝送管７０を介してドレン弁４３に伝送されることでドレン弁４３が開弁する。ドレン弁４３の開弁により、ＩＣ冷却水プール３１の冷却水がドレンライン４２Ａを通して原子炉格納容器１１の床面１１ａ上に直接排出され、原子炉格納容器１１の底部にＩＣ冷却水プール３１から排出された冷却水が貯留される。

【0071】

さらに、第１の実施の形態と同様に、原子炉圧力容器１３の圧力が圧力伝送管７０を介して伝送されることで減圧弁４６がドレン弁４３よりも遅れて開弁する。減圧弁４６の開弁により、原子炉圧力容器１３内の蒸気は減圧ライン４５Ａを通って原子炉格納容器１１の底部に貯留された冷却水中に導入されて凝縮するので、原子炉圧力容器１３内の蒸気のエネルギが当該冷却水に移行する。これにより、原子炉圧力容器１３が減圧されて原子炉圧力容器１３の高圧破損を防止することができると共に、原子炉格納容器１１の圧力上昇を抑制することができる。また、蒸気中に含まれる放射性物質の大半が原子炉格納容器１１の底部に貯留されている冷却水のスクラビング効果によって捕獲され、冷却水中に保持される。

【0072】

本実施の形態においては、炉心溶融が発生する前に原子炉格納容器１１の床面１１ａ上に冷却水が張られる。そのため、炉心溶融が発生した場合、溶融炉心は既に床面１１ａ上に張られている冷却水中に落下するので、微粒化されて粒状に固化する。微粒化された溶融炉心は冷却水との接触面積が増えて効率的に冷却されるので、過酷事故をより迅速に収束することができる。

【0073】

本実施の形態においては、原子炉格納容器１１の底部に貯留される冷却水の水面下（想定水位１１ｂよりも低い位置）に減圧ライン４５Ａが開口するように構成されている。したがって、減圧保護系４０Ａが作動した場合、原子炉圧力容器１３の蒸気が原子炉格納容器１１の底部に貯留されている冷却水中に吹き込まれるので、当該冷却水中には多数の気泡（ボイドとも呼ばれる）が含まれた状態となる。水中にボイドが含まれる場合には、溶融炉心の冷却水中への落下による水蒸気爆発の発生リスクを低減ですることができるという知見がある。

【0074】

なお、本実施の形態においては、ＩＣ冷却水プール３１から原子炉格納容器１１の床面１１ａにドレンする冷却水の水位を原子炉圧力容器１３の底面に達するようにＩＣ冷却水プール３１の貯留量を設定することで、減圧保護系４０Ａが作動したときに、ＩＣ冷却水プール３１から排出された冷却水により原子炉圧力容器１３の底部を外部から直接冷却することが可能となる。この場合、炉心溶融が発生しても、溶融炉心を原子炉圧力容器１３内に留めた状態で冷却することができ、溶融炉心を原子炉格納容器１１の床面１１ａ上に落下させることなく過酷事故を収束させることができる。したがって、溶融燃料の取出しなどの事故後の処理が容易になる。

【0075】

上述した第２の実施の形態に係る原子力プラントの安全系においては、第１の実施の形態の場合と同様に、ＩＣ３０の不作動により原子炉圧力容器１３内の圧力が通常範囲を逸脱して上昇しても、ドレン弁４３（第１弁）及び減圧弁４６（第２弁）が開弁することで、ＩＣ冷却水プール３１（水源）から原子炉格納容器１１の底部（貯留部）に排出された冷却水に原子炉圧力容器１３からの蒸気が導入されて凝縮するので、原子炉格納容器１１に圧力抑制プールを設けることなく、原子炉圧力容器１３を減圧することができる。すなわち、原子炉格納容器１１の構造を簡素化することができ、かつ、ＩＣ３０が不作動の場合でも動的機器を用いずに原子炉圧力容器１３を減圧することができる。

【0076】

また、本実施の形態においては、上述の貯留部が原子炉格納容器１１の床面１１ａを含む底部である。この構成によれば、本実施の形態の減圧保護系４０Ａが第１の実施の形態の減圧保護系４０の構成に対して中間タンク４１を省略した構成となるので、原子炉格納容器１１内の中間タンク４１が占有していた空間を有効活用することで、原子炉格納容器１１の小型化を図ることができる。

【0077】

［第３の実施の形態］
次に、本発明の原子力プラントの安全系の第３の実施の形態について図８を用いて説明する。図８は本発明の原子力プラントの安全系の第３の実施の形態を備えた原子力プラントを示す概略系統図である。なお、図８において、図１～図７に示す符号と同符合のものは、同様な部分であるので、その詳細な説明は省略する。

【0078】

図８に示す本発明の原子力プラントの安全系の第３の実施の形態が第１の実施の形態と異なる点は、ＩＣ冷却水プール３１からドレンされる冷却水を貯留する減圧保護系４０Ｂの貯留部として、第１の実施の形態の減圧保護系４０の中間タンク４１の代わりに、原子炉圧力容器１３の底部が位置する領域に圧力容器冷却タンク４１Ｂを設置することである。本実施の形態の減圧保護系４０Ｂは、ＩＣ冷却水プール３１の冷却水を圧力容器冷却タンク４１Ｂに排出し、圧力容器冷却タンク４１Ｂが貯留するＩＣ冷却水プール３１からの冷却水により原子炉圧力容器１３の底部を外部から直接冷却するように構成されている。

【0079】

具体的には、減圧保護系４０Ｂは、原子炉格納容器１１内に配置された圧力容器冷却タンク４１Ｂと、ＩＣ冷却水プール３１と圧力容器冷却タンク４１Ｂと接続するドレンライン４２Ｂと、ドレンライン４２Ｂ上の第１の実施の形態と同様なドレン弁４３及び逆止弁４４と、主蒸気管１４から分岐して圧力容器冷却タンク４１Ｂに接続された減圧ライン４５Ｂと、減圧ライン４５Ｂ上の第１の実施の形態と同様な減圧弁４６とを備えている。圧力容器冷却タンク４１Ｂは、水源としてのＩＣ冷却水プール３１から排出された冷却水を貯留するものであり、ＩＣ冷却水プール３１からの冷却水を貯留したときに、原子炉圧力容器１３の底部が当該冷却水の水面下に位置するように配置されている。ドレンライン４２Ｂは、ＩＣ冷却水プール３１に貯留されている冷却水の少なくとも一部を圧力容器冷却タンク４１Ｂに導くものである。減圧ライン４５Ｂは、ＩＣ冷却水プール３１からの冷却水が圧力容器冷却タンク４１Ｂに貯留されるときの想定水位４１ａよりも低い位置で開口するように構成されている。すなわち、減圧ライン４５Ｂは、原子炉圧力容器１３内の蒸気を圧力容器冷却タンクに貯留されるＩＣ冷却水プール３１からの冷却水中に導入するものである。

【0080】

本実施の形態においては、全系統のＩＣ３０が作動しない場合、第１の実施の形態の場合と同様に、原子炉圧力容器１３の圧力によりドレン弁４３が開弁する。ドレン弁４３の開弁により、ＩＣ冷却水プール３１の冷却水がドレンライン４２Ｂを通して圧力容器冷却タンク４１Ｂにドレンされ、圧力容器冷却タンク４１ＢにＩＣ冷却水プール３１から排出された冷却水が貯留される。

【0081】

さらに、第１の実施の形態の場合と同様に、原子炉圧力容器１３の圧力により減圧弁４６がドレン弁４３よりも遅れて開弁する。減圧弁４６の開弁により、原子炉圧力容器１３内の蒸気は減圧ライン４５Ｂを通って圧力容器冷却タンク４１Ｂに貯留された冷却水中に導入されて凝縮するので、原子炉圧力容器１３内の蒸気のエネルギが当該冷却水に移行する。これにより、原子炉圧力容器１３が減圧されて原子炉圧力容器１３の高圧破損を防止することができると共に、原子炉格納容器１１の圧力上昇を抑制することができる。また、蒸気中に含まれる放射性物質の大半が圧力容器冷却タンク４１Ｂの冷却水のスクラビング効果によって捕獲され、冷却水中に保持される。

【0082】

本実施の形態においては、圧力容器冷却タンク４１Ｂが原子炉圧力容器１３の底部が位置する領域に配置されている。したがって、炉心溶融が発生して溶融炉心が原子炉圧力容器１３の底部に落下しても、減圧保護系４０Ｂが既に作動しているので、圧力容器冷却タンク４１Ｂが貯留する冷却水によって原子炉圧力容器１３の底部に溜まる溶融炉心を外部から冷却することができる。したがって、溶融炉心を原子炉格納容器１１の床面１１ａ上に落下させることなく原子炉圧力容器１３内に留めた状態で過酷事故を収束させることができ、溶融燃料の取出しなど、事故後の処理が容易になる。

【0083】

また、本実施の形態においては、溶融炉心が原子炉圧力容器１３の底部に落下する前に、圧力容器冷却タンク４１Ｂに貯留されている冷却水は原子炉圧力容器１３から減圧ライン４５Ｂを介して放出される蒸気により加熱されている。そのため、溶融炉心が原子炉圧力容器１３の底部に落下すると、既に加熱されている圧力容器冷却タンク４１Ｂの冷却水は速やかに沸騰する。したがって、圧力容器冷却タンク４１Ｂの冷却水は、沸騰熱伝達によって原子炉圧力容器１３の底部を外部から効率よく冷却することができる。

【0084】

上述した第３の実施の形態に係る原子力プラントの安全系においては、第１の実施の形態の場合と同様に、ＩＣ３０の不作動により原子炉圧力容器１３内の圧力が通常範囲を逸脱して上昇しても、ドレン弁４３（第１弁）及び減圧弁４６（第２弁）が開弁することで、ＩＣ冷却水プール３１（水源）から圧力容器冷却タンク４１Ｂ（貯留部）に排出された冷却水に原子炉圧力容器１３からの蒸気が導入されて凝縮するので、原子炉格納容器１１に圧力抑制プールを設けることなく、原子炉圧力容器１３を減圧することができる。すなわち、原子炉格納容器１１の構造を簡素化することができ、かつ、ＩＣ３０が不作動の場合でも動的機器を用いずに原子炉圧力容器１３を減圧することができる。

【0085】

また、本実施の形態においては、圧力容器冷却タンク４１ＢがＩＣ冷却水プール３１（水源）からの冷却水を貯留したときに原子炉圧力容器１３の底部が当該冷却水の水面下に位置するように配置されている。この構成によれば、ＩＣ３０の不作動により減圧保護系４０Ｂが作動した場合、ＩＣ冷却水プール３１（水源）から圧力容器冷却タンク４１Ｂに排出されて貯留された冷却水によって原子炉圧力容器１３の底部を外部から冷却することができる。

【0086】

［第４の実施の形態］
次に、本発明の原子力プラントの安全系の第４の実施の形態について図９を用いて説明する。図９は本発明の原子力プラントの安全系の第４の実施の形態を備えた原子力プラントを示す概略系統図である。なお、図９において、図１～図８に示す符号と同符合のものは、同様な部分であるので、その詳細な説明は省略する。

【0087】

図９に示す本発明の原子力プラントの安全系の第４の実施の形態が第１の実施の形態と異なる点は、減圧保護系４０Ｃのドレン弁４３Ｃ及び逆止弁４４Ｃが原子炉格納容器１１の外部に配置されていることである。具体的には、減圧保護系４０Ｃのドレンライン４２Ｃは、ＩＣ冷却水プール３１の側壁における底部側から原子炉格納容器１１外に延在してから原子炉格納容器１１内の中間タンク４１まで延在している。ドレン弁４３Ｃ及び逆止弁４４Ｃは、ドレンライン４２Ｃ上における原子炉格納容器１１の外部に延在している部分に設けられている。ドレン弁４３Ｃが原子炉格納容器１１の外部に配置されているので、ドレン弁４３Ｃを駆動するための圧力伝送管７０Ｃの一部分が原子炉格納容器１１の外部まで延びている。それ以外の構成及び構造は、第１の実施の形態と同様なものである。

【0088】

上述した第４の実施の形態に係る原子力プラントの安全系においては、第１の実施の形態の場合と同様に、原子炉格納容器１１の構造を簡素化することができ、かつ、ＩＣ３０が不作動の場合でも動的機器を用いずに原子炉圧力容器１３を減圧することができる。

【0089】

本実施の形態においては、ドレン弁４３Ｃ（第１弁）が原子炉格納容器１１の外側に配置されている。この構成によれば、ドレン弁４３（第１弁）が原子炉格納容器１１の内部に配置されている第１の実施の形態の場合よりも、ドレン弁４３Ｃ（第１弁）へのアクセスが容易となる。したがって、ドレン弁４３Ｃ（第１弁）を操作員の操作により開弁することが可能となると共に、ドレン弁４３Ｃ（第１弁）のメンテナンスが容易になる。

【0090】

［第５の実施の形態］
次に、本発明の原子力プラントの安全系の第５の実施の形態について図１０を用いて説明する。図１０は本発明の原子力プラントの安全系の第５の実施の形態を備えた原子力プラントを示す概略系統図である。なお、図１０において、図１～図９に示す符号と同符合のものは、同様な部分であるので、詳細な説明は省略する。

【0091】

図１０に示す本発明の原子力プラントの安全系の第５の実施の形態が第１の実施の形態と異なる点は、貯留部としての中間タンク４１に排出する冷却水を予め貯留する減圧保護系４０Ｄの水源として、ＩＣ冷却水プール３１の代わりに、冷却水貯留タンク４９を別途備えていることである。本実施の形態の減圧保護系４０Ｄは、冷却水貯留タンク４９の冷却水を中間タンク４１に排出し、中間タンク４１が貯留する冷却水貯留タンク４９からの冷却水により原子炉圧力容器１３の蒸気を凝縮させるものである。具体的には、減圧保護系４０Ｄの冷却水貯留タンク４９は、原子炉格納容器１１の外部において中間タンク４１より高い位置に設置されている。ドレンライン４２Ｄは、冷却水貯留タンク４９と中間タンク４１とを接続しており、冷却水貯留タンク４９の冷却水を中間タンク４１に導くものである。減圧保護系４０Ｄのそれ以外の構成は第１の実施の形態と同様である。

【0092】

本実施の形態においては、全系統のＩＣ３０が作動しない場合、第１の実施の形態の場合と同様に、原子炉圧力容器１３の圧力によりドレン弁４３が開弁し、冷却水貯留タンク４９に貯留されている冷却水がドレンライン４２Ｄを通して中間タンク４１にドレンされ、中間タンク４１に冷却水貯留タンク４９から排出された冷却水が貯留される。

【0093】

さらに、第１の実施の形態の場合と同様に、原子炉圧力容器１３の圧力により減圧弁４６がドレン弁４３よりも遅れて開弁し、原子炉圧力容器１３内の蒸気が減圧ライン４５Ｂを通って中間タンク４１に貯留された冷却水中に導入されて凝縮する。これにより、原子炉圧力容器１３が減圧されて原子炉圧力容器１３の高圧破損を防止することができると共に、原子炉格納容器１１の圧力上昇を抑制することができる。

【0094】

上述した第５の実施の形態に係る原子力プラントの安全系においては、第１の実施の形態の場合と同様に、ＩＣ３０の不作動により原子炉圧力容器１３内の圧力が通常範囲を逸脱して上昇しても、ドレン弁４３（第１弁）及び減圧弁４６（第２弁）が開弁することで、冷却水貯留タンク４９（水源）から中間タンク（貯留部）に排出された冷却水に原子炉圧力容器１３からの蒸気が導入されて凝縮するので、原子炉格納容器１１に圧力抑制プールを設けることなく、原子炉圧力容器１３を減圧することができる。すなわち、原子炉格納容器１１の構造を簡素化することができ、かつ、ＩＣ３０が不作動の場合でも動的機器を用いずに原子炉圧力容器１３を減圧することができる。

【0095】

［減圧弁の弁駆動システムの変形例］
次に、本発明の原子力プラントの安全系の第１～第５の実施の形態の一部を構成する減圧弁を駆動するための弁駆動システムの変形例の構成について図１１を用いて説明する。図１１は本発明の原子力プラントの安全系の第１～第５の実施の形態の一部を構成する減圧弁を駆動するための弁駆動システムの変形例を示すブロック図である。なお、図１１において、図１～図１０に示す符号と同符合のものは、同様な部分であるので、その詳細な説明は省略する。

【0096】

図１１に示す減圧弁４６の弁駆動システムの変形例が第１～第５の実施の形態の減圧弁４６の弁駆動システムと異なる点は、減圧弁４６を駆動させる圧力源として、原子炉圧力容器１３からの高圧蒸気の代わりに、原子炉圧力容器１３の高圧蒸気とは異なる高圧気体を供給する圧力源を用いることである。第１～第５の実施の形態の減圧弁４６の弁駆動システムでは、原子炉圧力容器１３に直接的に接続された圧力伝送管７０を介して、原子炉圧力容器１３の圧力が減圧弁４６の弁開閉機構５４（図２及び図３参照）に伝送されるように構成されている。そのため、原子炉圧力容器１３から減圧弁４６までの配管の取り回しが難しくなる場合がある。そこで、本変形例の弁駆動システム７０Ｅ１では、減圧弁４６の近傍に配置可能な圧力源を別途設置する。

【0097】

減圧弁４６は空気や窒素などの気体により作動する気体作動弁で構成され、減圧弁４６を駆動する減圧弁駆動システム７０Ｅ１は、原子炉圧力容器１３内の蒸気の圧力が第２閾値を超えて上昇した場合に原子炉圧力容器１３の蒸気とは異なる圧力源を用いて作動させるものである。具体的には、減圧弁駆動システム７０Ｅ１は、第１所定値以上の圧力の高圧気体Ｇ（空気や窒素など）を発生させる高圧気体発生装置７１と、高圧気体発生装置７１により発生した高圧気体Ｇを蓄圧する気体蓄圧装置７２と、破断可能なラプチャディスク７３と、入力される圧力に応じてラプチャディスク７３の破断操作を行う流体圧力コンバータ７４と、上流側の圧力に応じて流路を切り替える切替弁７５とを備えている。

【0098】

高圧気体発生装置７１は、第１供給ライン８１を介して流体圧力コンバータ７４の一次側に接続されている。気体蓄圧装置７２は、第１供給ライン８１に接続された第２供給ライン８２を介して流体圧力コンバータ７４の一次側及び高圧気体発生装置７１に接続されており、例えば、ボンベを用いることができる。第１供給ライン８１上における第２供給ライン８２との接続点の上流側及び下流側に第１逆止弁７６及び第２逆止弁７７が設けられている。流体圧力コンバータ７４の一次側は、また、第３供給ライン８３を介して減圧弁４６の弁開閉機構５４（図２及び図３参照）に接続されている。流体圧力コンバータ７４は、一次側を介して第２逆止弁７７とラプチャディスク７３の間を連通させている。高圧気体発生装置７１及び気体蓄圧装置７２は、第１供給ライン８１や第２供給ライン８２及び第３供給ライン８３を介して第１所定値以上の高圧気体Ｇを減圧弁４６の弁開閉機構５４（図２及び図３参照）に供給するものである。

【0099】

流体圧力コンバータ７４の二次側は、減圧ライン４５に接続された抽気ライン８４を介して原子炉圧力容器１３に接続されている。抽気ライン８４は、減圧ライン４５に供給された原子炉圧力容器１３からの蒸気を流体圧力コンバータ７４に導入するものである。抽気ライン８４は、減圧ライン４５における減圧弁４６の設置位置の近傍に接続することが可能であり、流体圧力コンバータ７４までの配管の取り回しが第１の実施の形態の減圧保護系４０の圧力伝送管７０の場合よりも容易である。流体圧力コンバータ７４は、二次側に抽気ライン８４を介して入力される流体Ｆ１の圧力が第２閾値（第１～第５の実施の形態の減圧弁４６の開弁圧力と同じ値）を超えると、高圧気体発生装置７１又は気体蓄圧装置７２からの気体によりラプチャディスク７３を破断させる破断操作部として構成されている。切替弁７５は、第３供給ライン８３上に設置されている。切替弁７５は、第２所定値以上の圧力の気体がラプチャディスク７３よりも下流側の第３供給ライン８３に流入すると、流路を切り替えて第３供給ライン８３を連通させる一方、それ以外の場合は第３供給ライン８３を遮断するように構成されている。切替弁７５の切替圧力である第２所定値は、高圧気体発生装置７１が発生する高圧気体Ｇの第１所定値よりも十分に低い圧力に設定されている。

【0100】

次に、減圧弁駆動システムの変形例の動作について図１２を用いて説明する。図１２は図１１に示す減圧弁駆動システムの変形例における減圧弁作動時（開弁時）の状態を示すブロック図である。図１２中、ラプチャディスクの形状は破断状態であることを模式的に示したものである。

【0101】

ＩＣ３０（図１参照）が作動している場合、炉心１２の崩壊熱の除去が継続されるので、原子炉圧力容器１３の圧力が異常に上昇することはない。この場合、原子炉圧力容器１３から減圧ライン４５に供給されている流体Ｆ１（蒸気）の圧力が抽気ライン８４を介して流体圧力コンバータ７４の二次側に入力されても、図１１に示すように、ラプチャディスク７３が破断されることはない。ラプチャディスク７３の正常な状態が維持されていれば、ラプチャディスク７３により、高圧気体発生装置７１及び気体蓄圧装置７２から減圧弁４６への高圧気体Ｇの供給が阻止されている。したがって、ＩＣ３０が作動している場合、減圧弁４６が作動することはない。

【0102】

一方、全系統のＩＣ３０が作動せず、原子炉圧力容器１３の圧力が第２閾値を超えて上昇した場合、原子炉圧力容器１３から抽気ライン８４に供給された流体Ｆ１（蒸気）の第２閾値を超えた圧力が流体圧力コンバータ７４の二次側に入力されることで、図１２に示すように、流体圧力コンバータ７４が高圧気体発生装置７１または気体蓄圧装置７２からの高圧気体Ｇをラプチャディスク７３に作用させて破断させる。ラプチャディスク７３の破断により、高圧気体発生装置７１又は気体蓄圧装置７２からの高圧気体Ｇが第３供給ライン８３に流入し、第３供給ライン８３が連通するように切替弁７５が切り替えられる。切替弁７５の切替により、高圧気体Ｇが減圧弁４６の弁開閉機構５４（図２及び図３参照）に供給され、減圧弁４６が開弁する。減圧弁４６の開弁により減圧ライン４５が連通することで、原子炉圧力容器１３内の蒸気が減圧ライン４５を介して中間タンク４１内の冷却水中に放出され、原子炉圧力容器１３が減圧される。

【0103】

ここで、ラプチャディスク７３の破断後に、原子炉圧力容器１３から供給される流体Ｆ１の圧力が減圧弁４６の起動により低下して第２閾値未満に低下したと仮定する。この場合、減圧弁駆動システム７０Ｅ１では、ラプチャディスク７３が既に破断しているので、電源喪失が発生していなければ、高圧気体発生装置７１による高圧気体Ｇの供給が継続される。また、電源喪失が発生した場合であっても、気体蓄圧装置７２からの高圧気体Ｇの供給が継続される。このため、切替弁７５の流路切替による第３供給ライン８３の連通状態が維持されるので、減圧弁４６の開弁状態が維持される。したがって、原子炉圧力容器１３からの蒸気の中間タンク４１内の冷却水中への放出が継続され、原子炉圧力容器１３の圧力上昇を抑制することができる。

【0104】

なお、本変形例の減圧弁駆動システム７０Ｅ１においては、気体蓄圧装置７２に高圧気体Ｇが蓄積されている。したがって、減圧弁駆動システム７０Ｅ１が電源を喪失した場合であっても、気体蓄圧装置７２の容積に応じた時間に亘って減圧弁４６への高圧気体Ｇの供給を維持することができる。

【0105】

上述したように、本変形例においては、減圧弁４６（第２弁）が弁駆動システム７０Ｅ１から第１所定値（所定値）以上の圧力の気体が供給されることで作動するよう構成されるものである。弁駆動システム７０Ｅ１は、第１所定値（所定値）以上の圧力の気体を供給する気体供給源としての高圧気体生成装置７１及び気体蓄圧装置７２と、高圧気体生成装置７１及び気体蓄圧装置７２（気体供給源）からの気体を減圧弁４６（第２弁）に導く供給ライン８１、８２、８３と、供給ライン８３を閉止するように設けられたラプチャディスク７３と、原子炉圧力容器１３からの蒸気が導入され、当該蒸気の圧力が第２閾値（閾値）を超えるとラプチャディスク７３を破断させる破断操作部としての流体圧力コンバータ７４と、供給ライン８１、８２、８３上におけるラプチャディスク７３より減圧弁４６（第２弁）側に設けられ、高圧気体生成装置７１又は気体蓄圧装置７２（気体供給源）から供給された気体がラプチャディスク７３より下流側に流入すると第３供給ライン８３を遮断状態から連通状態に切り替える切替弁７５とを有する。

【0106】

この構成によれば、減圧弁４６（第２弁）を駆動する高圧気体生成装置７１及び気体蓄圧装置７２（気体供給源）を減圧弁４６（第２弁）の近傍に配置することができるので、減圧弁４６（第２弁）に圧力を供給する配管（供給ライン）の取り回しの自由度を高めることができる。

【0107】

［ドレン弁の弁駆動システムの変形例］
次に、本発明の原子力プラントの安全系の第１～第５の実施の形態の一部を構成するドレン弁を駆動するための弁駆動システムの変形例について図１３及び図１４を用いて説明する。図１３は本発明の原子力プラントの安全系の第１～第５の実施の形態の一部を構成するドレン弁を駆動するための弁駆動システムの変形例を示すブロック図である。図１４は図１２に示すドレン弁駆動システムの変形例におけるドレン弁作動時（開弁時）の状態を示すブロック図である。なお、図１３及び図１４において、図１～図１２に示す符号と同符合のものは、同様な部分であるので、その詳細な説明は省略する。図１４中、ラプチャディスクの形状は破断状態であることを模式的に示したものである。

【0108】

図１３に示すドレン弁４３の弁駆動システムの変形例が第１～第５の実施の形態のドレン弁４３の弁駆動システムと異なる点は、ドレン弁４３を駆動させる圧力源として、原子炉圧力容器１３からの蒸気の代わりに、原子炉圧力容器１３の高圧蒸気とは異なる高圧気体を供給する圧力源を用いることである。ドレン弁４３を駆動するドレン弁駆動システム７０Ｅ２は、減圧弁駆動システム７０Ｅ１と同様な構成であり、ドレン弁４３が設置されている配管（ドレンライン４２）と減圧弁４６が設置されている配管（減圧ライン４５）とが異なることに起因して構成の一部が異なっているのみである。

【0109】

具体的には、ドレン弁駆動システム７０Ｅ２は、減圧弁駆動システム７０Ｅ１と同様に、高圧気体発生装置７１、気体蓄圧装置７２、ラプチャディスク７３、流体圧力コンバータ７４、切替弁７５を備えている。流体圧力コンバータ７４の二次側は、主蒸気管１４又は減圧ライン４５に接続された抽気ライン８４Ｅ２を介して原子炉圧力容器１３に接続されている。流体圧力コンバータ７４は、二次側に抽気ライン８４を介して入力される流体Ｆ１の圧力が第１閾値（第１～第５の実施の形態のドレン弁４３の開弁圧力と同じ値）を超えると、高圧気体発生装置７１又は気体蓄圧装置７２からの気体によりラプチャディスク７３を破断させる破断操作部として構成されている。抽気ライン８４Ｅ２は、主蒸気管１４又は減圧ライン４５に供給された原子炉圧力容器１３からの蒸気を流体圧力コンバータ７４に導入するものである。抽気ライン８４Ｅ２は、ドレン弁４３の設置位置の近傍に主蒸気管１４又は減圧ライン４５の部分に接続することが可能であり、流体圧力コンバータ７４までの配管の取り回しが第１の実施の形態の減圧保護系４０の圧力伝送管７０の場合よりも容易となる。第３供給ライン８３Ｅ２は、ドレン弁４３の弁開閉機構５４（図２及び図３参照）に接続されている。

【0110】

全系統のＩＣ３０が作動せず、原子炉圧力容器１３の圧力が第１閾値を超えて上昇した場合、図１４に示すように、原子炉圧力容器１３から主蒸気管１４又は減圧ライン４５に供給されている流体Ｆ２（蒸気）の第１閾値を超えた圧力が抽気ライン８４Ｅ２を介して流体圧力コンバータ７４の二次側に入力されるので、ラプチャディスク７３が破断する。ラプチャディスク７３の破断により、高圧気体発生装置７１又は気体蓄圧装置７２からの高圧気体Ｇが第３供給ライン８３Ｅ２に流入し、第３供給ライン８３Ｅ２が連通するように切替弁７５の流路が切り替えられる。切替弁７５の切替により、高圧気体Ｇがドレン弁４３の弁開閉機構５４（図２及び図３参照）に供給され、ドレン弁４３が開弁する。ドレン弁４３の開弁によりドレンライン４２が連通することで、ＩＣ冷却水プール３１又は冷却水貯留タンク４９の冷却水がドレンライン４２を介して放出される。

【0111】

上述したように、本変形例においては、ドレン弁４３（第１弁）が弁駆動システム７０Ｅ２から第１所定値（所定値）以上の圧力の気体が供給されることで作動するように構成されるものである。弁駆動システム７０Ｅ２は、第１所定値（所定値）以上の圧力の気体を供給する気体供給源としての高圧気体生成装置７１及び気体蓄圧装置７２と、高圧気体生成装置７１及び気体蓄圧装置７２（気体供給源）からの気体をドレン弁４３（第１弁）に導く供給ライン８１、８２、８３Ｅ２と、供給ライン８３Ｅ２を閉止するように設けられたラプチャディスク７３と、原子炉圧力容器１３からの蒸気が導入され、当該蒸気の圧力が第１閾値（閾値）を超えるとラプチャディスク７３を破断させる破断操作部としての流体圧力コンバータ７４と、供給ライン８１、８２、８３Ｅ２上におけるラプチャディスク７３よりもドレン弁４３（第１弁）側に設けられ、高圧気体生成装置７１又は気体蓄圧装置７２（気体供給源）から供給された気体がラプチャディスク７３より下流側に流入すると第３供給ライン８３Ｅ２を遮断状態から連通状態に切り替える切替弁７５とを有する。

【0112】

この構成によれば、ドレン弁４３（第１弁）を駆動する高圧気体生成装置７１及び気体蓄圧装置７２（気体供給源）をドレン弁４３（第１弁）の近傍に配置することができるので、ドレン弁４３（第１弁）に圧力を供給する配管（供給ライン）の取り回しの自由度を高めることができる。

【0113】

［その他］
なお、上述した第１～第５の実施の形態においては、本発明を沸騰水型原子炉に適用した例を示したが、本発明を加圧水型原子炉（ＰＷＲ）にも適用することができる。加圧水型原子炉に適用した実施の形態について図１５を用いて説明する。図１５は本発明の原子力プラントの安全系の実施の形態を備えた加圧水型の原子力プラントを示す概略系統図である。なお、図１５において、図１～図１４に示す符号と同符合のものは、同様な部分であるので、詳細な説明は省略する。

【0114】

図１５において、加圧水型の原子力プラント１Ｆの原子炉格納容器１１Ｆ内には、炉心１２を内包する原子炉圧力容器２３と、蒸気を発生させる蒸気発生器２４とが設置されている。原子炉圧力容器２３と蒸気発生器２４は、冷却水が循環するように接続されている。

【0115】

加圧水型の原子力プラント１Ｆの安全系としてのＩＣ３０Ｆは、蒸気発生器２４からの蒸気を冷却により凝縮させて再び蒸気発生器２４に戻すものである。ＩＣ３０Ｆの構成機器は、沸騰水型の原子力プラント１のＩＣ３０の構成機器と同じである。ただし、ＩＣ蒸気供給ライン３３は、ＩＣ熱交換器３２の入口（上側）と蒸気発生器２４の上部（気相部２４ｂ）とを接続するものである。また、ＩＣ戻りライン３４は、ＩＣ熱交換器３２の出口（下側）と蒸気発生器２４の下部（液相部２４ａ）とを接続するものである。

【0116】

加圧水型の原子力プラント１Ｆの安全系としての減圧保護系４０Ｆは、ＩＣ３０Ｆが作動せずに蒸気発生器２４内の圧力が通常範囲から逸脱して上昇した場合に、蒸気発生器２４を減圧させることで蒸気発生器２４を保護するものであり、蒸気発生器２４の圧力上昇した蒸気を利用して起動するように構成されている。減圧保護系４０Ｆの構成機器は、沸騰水型の原子力プラント１の減圧保護系４０の構成機器と同じである。ただし、減圧ライン４５は、蒸気発生器２４内の蒸気の一部を中間タンク４１に貯留される冷却水中に導入するものである。また、ドレン弁４３及び減圧弁４６は、蒸気発生器２４の蒸気の圧力を利用して開弁するように構成されている。圧力伝送管７０の一方側は、蒸気発生器２４の上部（気相部２４ｂ）に接続されている。この減圧保護系４０Ｆの動作は、沸騰水型の原子力プラント１の減圧保護系４０の動作と同様である。したがって、加圧水型の原子力プラント１Ｆの減圧保護系４０Ｆにおいても、沸騰水型の原子力プラント１の減圧保護系４０と同様な効果を得ることができる。

【0117】

上述したように、ＰＷＲに適用した本実施の形態に係る原子力プラント１Ｆの安全系は、原子炉格納容器１１Ｆに格納された蒸気発生器２４からの蒸気を冷却により凝縮させて再び蒸気発生器２４に戻すＩＣ３０Ｆを備えたものであって、原子炉格納容器１１Ｆの外部に設置され、冷却水を貯留する水源としてのＩＣ３０ＦのＩＣ冷却水プール３１と、原子炉格納容器１１Ｆの内部に位置すると共にＩＣ冷却水プール３１（水源）よりも下方に位置し、ＩＣ冷却水プール３１（水源）から排出される冷却水を受け止めて貯留することが可能な貯留部としての中間タンク４１と、ＩＣ冷却水プール３１（水源）に接続され、ＩＣ冷却水プール３１（水源）の冷却水を中間タンク４１（貯留部）に導くドレンライン４２（第１ライン）と、ドレンライン４２（第１ライン）上に設けられ、ドレンライン４２（第１ライン）を開放状態又は閉止状態に切り換えるドレン弁４３（第１弁）と、一方側は蒸気発生器２４に直接的又は間接的に接続され、他方側はＩＣ冷却水プール３１（水源）からの冷却水が中間タンク４１（貯留部）に貯留されたときの想定水位４１ａより低い位置で開口する減圧ライン４５（第２ライン）と、減圧ライン４５（第２ライン）上に設けられ、減圧ライン４５（第２ライン）を開放状態又は閉止状態に切り換える減圧弁４６（第２弁）とを備える。ドレン弁４３（第１弁）及び減圧弁４６（第２弁）は、蒸気発生器２４内の圧力の高さに応じて開弁するように構成されている。

【0118】

この構成によれば、ＩＣ３０Ｆの不作動により蒸気発生器２４内の圧力が通常範囲を逸脱して上昇しても、ドレン弁４３（第１弁）及び減圧弁４６（第２弁）が開弁することで、ＩＣ冷却水プール３１（水源）から中間タンク４１（貯留部）に排出された冷却水に蒸気発生器２４からの蒸気が導入されて凝縮するので、原子炉格納容器１１Ｆに圧力抑制プールを設けることなく、蒸気発生器２４を減圧することができる。すなわち、原子炉格納容器１１Ｆの構造を簡素化することができ、かつ、ＩＣ３０Ｆが不作動の場合でも動的機器を用いずに蒸気発生器２４を減圧することができる。

【0119】

また、本発明は上述した第１～第５の実施の形態に限られるものではなく、様々な変形例が含まれる。上記した実施形態は本発明をわかり易く説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。例えば、ある実施形態の構成の一部を他の実施の形態の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施形態の構成に他の実施の形態の構成を加えることも可能である。また、各実施形態の構成の一部について、他の構成の追加、削除、置換をすることも可能である。

【0120】

例えば、第１～第５の実施の形態及びその他の実施の形態においては、ドレン弁４３、４３Ｃ及び減圧弁４６を原子炉圧力容器１３又は蒸気発生器２４で発生した蒸気の圧力を利用して開弁するように構成する例を示した。しかし、ドレン弁及び減圧弁は、原子炉圧力容器１３又は蒸気発生器２４で発生した蒸気を利用せずに開弁する構成も可能である。例えば、原子炉圧力容器１３や蒸気発生器２４の圧力を検出する圧力センサの検出信号に基づき開弁指令を出力することで、ドレン弁及び減圧弁を開弁させるように構成することが可能である。

【0121】

また、第１～第５の実施の形態及びその他の実施の形態においては、減圧ライン４５を原子炉圧力容器１３又は蒸気発生器２４に主蒸気管１４を介して間接的に接続した構成の例を示した。しかし、減圧ラインを原子炉圧力容器１３又は蒸気発生器２４に直接的に接続する構成も可能である。

【符号の説明】

【0122】

１１、１１Ｆ…原子炉格納容器、 １１ａ…床面（貯留部）、 １３…原子炉圧力容器、 ２４…蒸気発生器、 ３０、３０Ｆ…非常用復水器、 ３１…ＩＣ冷却水プール（水源）、 ４１…中間タンク（貯留部；タンク）、 ４１Ｂ…圧力容器冷却タンク（貯留部；タンク）、 ４２、４２Ａ、４２Ｂ、４２Ｃ、４２Ｄ…ドレンライン（第１ライン）、 ４３、４３Ｃ…ドレン弁（第１弁）、 ４４、４４Ｃ…逆止弁、 ４５、４５Ａ、４５Ｂ…減圧ライン（第２ライン）、 ４６…減圧弁（第２弁）、 ４７…床面注水ライン（第３ライン）、 ４８…溶融弁（第３弁）、 ４９…冷却水貯留タンク（水源）、 ７０…圧力伝送管、 ７０Ｅ１…減圧弁駆動システム（弁駆動システム）、 ７０Ｅ２…ドレン弁駆動システム（弁駆動システム）、 ７１…高圧気体生成装置（気体供給源）、 ７２…気体蓄圧装置（気体供給源）、 ７３…ラプチャディスク７３…流体圧力コンバータ（破断操作部）、 ７５…切替弁、 ８１…第１供給ライン（供給ライン）、 ８２…第２供給ライン（供給ライン）、 ８３、８３Ｅ２…第３供給ライン（供給ライン）、 １１ｂ、４１ａ…想定水位

【図1】

【図2】

【図3】

【図4】

【図5】

【図6】

【図7】

【図8】

【図9】

【図10】

【図11】

【図12】

【図13】

【図14】

【図15】