特許 7578630 格納容器圧力上昇緩和設備

(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】2024-10-28

(45)【発行日】2024-11-06

(54)【発明の名称】格納容器圧力上昇緩和設備

(51)【国際特許分類】

   G21C 15/18 20060101AFI20241029BHJP

【ＦＩ】

G21C15/18 M

G21C15/18 B

【請求項の数】 5

(21)【出願番号】P 2022003414

(22)【出願日】2022-01-12

(65)【公開番号】P2023102727

(43)【公開日】2023-07-25

【審査請求日】2024-01-30

(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】小部 強

【審査官】後藤 慎平

(56)【参考文献】

【文献】特開昭６１－２３１４８９（ＪＰ，Ａ）

【文献】特開平０５－２０３７８１（ＪＰ，Ａ）

(58)【調査した分野】(Int.Cl.，ＤＢ名)

Ｇ２１Ｃ １５／００－１５／２８

(57)【特許請求の範囲】

【請求項1】

原子炉圧力容器の蒸気により駆動する原子炉隔離時冷却系の蒸気タービンと、
前記蒸気タービンによって駆動する、サプレッションプール内のサプレッションプール水を循環させる注水ポンプと、
前記注水ポンプにより循環されるサプレッションプール水から熱を除去する第１熱交換器と、
前記蒸気タービンによって駆動する、前記第１熱交換器を流れる冷却水を循環させる循環冷却ポンプと、
前記冷却水が貯留されており、前記第１熱交換器で回収した熱を大気へ放出する自然循環式冷却塔と、
前記蒸気タービンからの排気蒸気から熱を前記循環冷却ポンプによる循環する前記冷却水へ回収する第２熱交換器と、
前記第２熱交換器で冷やされた蒸気、復水を前記サプレッションプールへ送る配管と、を有する
ことを特徴とする格納容器圧力上昇緩和設備。

【請求項2】

請求項１に記載の格納容器圧力上昇緩和設備において、
前記原子炉圧力容器の圧力が上昇した際に開く、前記第１熱交換器と前記循環冷却ポンプとの間の配管に設けられた第１弁を更に有する
ことを特徴とする格納容器圧力上昇緩和設備。

【請求項3】

請求項２に記載の格納容器圧力上昇緩和設備において、
通常時は開いており、前記原子炉圧力容器の圧力が上昇した際に閉じる、前記循環冷却ポンプと前記第２熱交換器との間の配管に設けられた第２弁を更に有する
ことを特徴とする格納容器圧力上昇緩和設備。

【請求項4】

請求項３に記載の格納容器圧力上昇緩和設備において、
通常時は閉じており、前記原子炉圧力容器の圧力が上昇した際に開く、前記第１熱交換器と前記第２熱交換器との間の配管に設けられた第３弁を更に有する
ことを特徴とする格納容器圧力上昇緩和設備。

【請求項5】

請求項４に記載の格納容器圧力上昇緩和設備において、
前記第３弁は、前記第１弁が開く際に併せて開く
ことを特徴とする格納容器圧力上昇緩和設備。

【発明の詳細な説明】

【技術分野】

【0001】

本発明は、安全設備として原子炉隔離時冷却系（以降ＲＣＩＣ：Ｒｅａｃｔｏｒ Ｃｏｒｅ Ｉｓｏｌａｔｉｏｎ Ｃｏｏｌｉｎｇ ｓｙｓｔｅｍ）が設けられている原子力発電プラントにおける格納容器圧力上昇緩和設備に関する。

【背景技術】

【0002】

原子炉圧力容器への注水量を調節し、注水ポンプと発電機をできるだけ長く継続して連続的に運転する設備の一例として、特許文献１には、原子炉圧力容器内への注水を行う注水ポンプを駆動する蒸気タービンには発電機も接続され、流量計からの原子炉水位が低の信号により弁の開度を小開度に、原子炉水位が通常水位の信号により弁の開度を大開度に調整して、原子炉圧力容器とバイパスラインへの流量配分を弁の開度で調節しつつ、原子炉圧力容器の通常水位から水位高に至る時間を延長して、注水ポンプや蒸気タービンや発電機の運転継続時間を延長する、ことが記載されている。

【先行技術文献】

【特許文献】

【0003】

【文献】特開２００１－３４９９７５号公報

【発明の概要】

【発明が解決しようとする課題】

【0004】

原子力発電プラントにおけるＲＣＩＣの機能は、原子炉が隔離されて高温待機状態、且つ原子炉給水系からの冷却材流入が無くなった場合に、主蒸気ラインから原子炉圧力容器内の蒸気を取り出してＲＣＩＣタービンへ供給することでＲＣＩＣポンプを駆動させ、原子炉の水位維持を目的とした原子炉注水を行うことにある。

【0005】

ＲＣＩＣは基本的には設計基準事故対処設備として位置づけられるが、交流電源を使用せずに稼働できることから、重大事故等時（以降ＳＡ：Ｓｅｖｅｒｅ Ａｃｃｉｄｅｎｔ）の事故シナリオである長期ＳＢＯ（Ｓｔａｔｉｏｎ ＢｌａｃｋＯｕｔ：全交流電源喪失事象）に対し、事故収束に向けた有効な手段として用いられる。

【0006】

長期ＳＢＯ時においてはＲＣＩＣは長期運転を行う。その際、高圧注水機能として十分に有効である一方で、主蒸気逃がし安全弁（以降ＳＲＶ：Ｓａｆｅｔｙ Ｒｅｌｉｅｆ Ｖａｌｖｅ）からの排出される蒸気やＲＣＩＣタービン排気の流入により、原子炉格納容器の圧力の上昇が起こる。これによりＲＣＩＣタービン設備への機能影響やベントに至る時間への懸念が残るという現状がある。

【0007】

長期ＳＢＯ時の事故収束に向けて、ＲＣＩＣの稼働領域と事故収束への効果を広げ、原子炉格納容器の圧力上昇抑制に寄与することで、原子力発電プラントの更なる安全性向上が期待できる。

【0008】

長期ＳＢＯ時には、ＲＣＩＣの運転により原子炉への注水が可能となる。

【0009】

しかし、原子炉水位が「水位高」まで到達してＲＣＩＣの注水が停止した後は、「水位低」に至るまでの間はＳＲＶからの蒸気排出により原子炉格納容器の圧力上昇が生じる。また、ＲＣＩＣ運転時においても、同様にＲＣＩＣタービン排気による格納容器への熱量流入により原子炉格納容器の圧力上昇が生じている。

【0010】

原子炉格納容器の圧力上昇により、ＲＣＩＣタービン設備への機能影響や格納容器過圧破損防止のためのベント実施が必要となることが懸念されていることから、原子炉格納容器の圧力上昇の緩和対応を行うことで、更なる安全性向上を図ることが期待される。

【0011】

本発明は、長期ＳＢＯ時における原子炉格納容器の圧力の上昇を抑制することができ、安全性を更に向上させることに寄与する格納容器圧力上昇緩和設備を提供する。

【課題を解決するための手段】

【0012】

本発明は、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、原子炉圧力容器の蒸気により駆動する原子炉隔離時冷却系の蒸気タービンと、前記蒸気タービンによって駆動する、サプレッションプール内のサプレッションプール水を循環させる注水ポンプと、前記注水ポンプにより循環されるサプレッションプール水から熱を除去する第１熱交換器と、前記蒸気タービンによって駆動する、前記第１熱交換器を流れる冷却水を循環させる循環冷却ポンプと、前記冷却水が貯留されており、前記第１熱交換器で回収した熱を大気へ放出する自然循環式冷却塔と、前記蒸気タービンからの排気蒸気から熱を前記循環冷却ポンプによる循環する前記冷却水へ回収する第２熱交換器と、前記第２熱交換器で冷やされた蒸気、復水を前記サプレッションプールへ送る配管と、を有することを特徴とする。

【発明の効果】

【0013】

本発明によれば、長期ＳＢＯ時における原子炉格納容器の圧力の上昇を抑制することができ、安全性を更に向上させることができる。上記した以外の課題、構成および効果は、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】

【0014】

【図1】本発明の実施形態の格納容器圧力上昇緩和設備の概要を示す系統図である。

【発明を実施するための形態】

【0015】

本発明の格納容器圧力上昇緩和設備の実施形態について図１を用いて説明する。

【0016】

最初に、格納容器圧力上昇緩和設備の全体構成について図１を用いて説明する。図１は、本実施形態の格納容器圧力上昇緩和設備の概要を示す系統図である。

【0017】

図１に示す格納容器圧力上昇緩和設備は、原子炉圧力容器２１から取りだした蒸気により駆動するＲＣＩＣタービン１と、連結する二種類のポンプから原子炉注水と二次系循環冷却を行うように構成されている。

【0018】

格納容器圧力上昇緩和設備は、格納容器２０内の圧力の上昇を緩和するための設備であり、ＲＣＩＣタービン１、原子炉注水ポンプ２、二次系循環冷却ポンプ３、熱交換器４、配管５、熱交換器６、配管７、自然循環式冷却塔８、配管９、配管１０等を有している。

【0019】

ＲＣＩＣタービン１は、格納容器２０内の原子炉圧力容器２１から取り出した蒸気によって回転駆動するタービンであり、その回転軸が原子炉注水ポンプ２、および二次系循環冷却ポンプ３に連結されている。このため、ＲＣＩＣタービン１が回転駆動することにより、原子炉注水ポンプ２、および二次系循環冷却ポンプ３が駆動される。

【0020】

原子炉注水ポンプ２は、ＲＣＩＣタービン１によって駆動する、サプレッションプール２２内のサプレッションプール水を循環させるためのポンプであり、配管７内に配置されている。

【0021】

熱交換器６は、原子炉注水ポンプ２により循環されるサプレッションプール２２内のサプレッションプール水から熱を除去するための熱交換器であり、配管７内の原子炉注水ポンプ２の上流側に配置されている。

【0022】

熱交換器４は、ＲＣＩＣタービン１からの排気蒸気から熱を二次系循環冷却ポンプ３により循環する冷却水へ回収するための熱交換器であり、配管５内に配置されている。

【0023】

配管５は、熱交換器４で冷やされた蒸気、復水をサプレッションプール２２へ送るための配管である。

【0024】

二次系循環冷却ポンプ３は、ＲＣＩＣタービン１によって駆動する、熱交換器６を流れる冷却水を循環させるためのポンプであり、配管９内に配置されている。

【0025】

自然循環式冷却塔８は、冷却水が貯留されており、熱交換器６で回収した熱を大気へ放出するものである。好適には、熱交換器４で回収した熱も大気へ放出する。

【0026】

配管９は、自然循環式冷却塔８から熱交換器６あるいは熱交換器４まで、および熱交換器６から熱交換器４までの間を構成している。

【0027】

本実施形態では、冷却水循環系の冷却水は、各々の熱交換器４，６で回収された熱を保った状態で自然循環式冷却塔８へ流れ、自然循環式冷却塔８で熱を放出し、再び熱交換器４、あるいは熱交換器６へ流れて循環する。

【0028】

配管９のうち、熱交換器６と二次系循環冷却ポンプ３との間には、原子炉圧力容器２１の圧力が上昇した際に開く第１弁１１が配置される。また、二次系循環冷却ポンプ３と熱交換器４との間には、通常時は開いており、原子炉圧力容器２１の圧力が上昇した際に閉じる第２弁１２が配置される。更に、熱交換器６と熱交換器４との間には、通常時は閉じており、原子炉圧力容器２１の圧力が上昇した際に開く第３弁１３が配置されている。

【0029】

配管１０は、熱交換器４から自然循環式冷却塔８まで、あるいは配管９のうち熱交換器６から熱交換器４までの間に設けられる分岐部分から自然循環式冷却塔８までを構成している。

【0030】

次に、本実施形態に係る格納容器圧力上昇緩和設備の動作の流れについて説明する。

【0031】

長期ＳＢＯにおいて原子炉圧力容器２１が隔離され、高温待機状態、且つ原子炉給水系からの冷却材流入が無くなった場合に、弁３２，３５が開いて崩壊熱により発生する蒸気を原子炉圧力容器２１から取り出しＲＣＩＣタービン１へ送ることでＲＣＩＣタービン１が回転駆動される。ＲＣＩＣタービン１の回転駆動に使用された蒸気は熱交換器４に送られ、冷却水との熱交換により冷却される。水を含む冷却された蒸気は、配管５を通してサプレッションプール２２へ排出される。

【0032】

ＲＣＩＣタービン１の回転駆動により、ＲＣＩＣタービン１に連結された原子炉注水ポンプ２が駆動する。この際、弁３１，３４が開き、原子炉注水ポンプ２はサプレッションプール２２内のサプレッションプール水を取り出し、原子炉圧力容器２１へ注水を行う。

【0033】

原子炉圧力容器２１内の水位が「水位高」まで到達した場合は、弁３４を閉じるとともに弁３３を開くことで、注水先をサプレッションプール２２に切り替え、循環冷却運転を行う。この循環冷却運転は、原子炉注水ポンプ２によって取り出したサプレッションプール水を熱交換器６にて冷却し、サプレッションプール２２へ再度戻することでサプレッションプール水の循環冷却を行うものとする。

【0034】

その後、原子炉圧力容器２１内の水位が再び「水位低」まで低下した後は、弁３３を閉じるとともに弁３４を開いて、原子炉圧力容器２１への注水に切り替えて運転する。

【0035】

また、ＲＣＩＣタービン１の回転駆動により、原子炉注水ポンプ２と同時に、ＲＣＩＣタービン１に連結された二次系循環冷却ポンプ３が駆動する。二次系循環冷却ポンプ３は、自然循環式冷却塔８の下部から冷却水を取り出し、ＲＣＩＣタービン１からの排気を冷却する熱交換器４とサプレッションプール２２の熱を除去する熱交換器６にそれぞれ冷却水を共有する。熱交換器４，６にて熱を受け取った冷却水は自然循環式冷却塔８へ移送される。

【0036】

より詳細には、第１弁１１および第２弁１２は通常時は開いており、第３弁１３は閉じている。そして、格納容器２０内の圧力上昇に伴い、中央制御室の運転員による指令によって第１弁１１が閉じられ、まずは熱交換器４により格納容器２０から放出された蒸気によるサプレッションプール水の温度上昇を緩和する。

【0037】

そして、格納容器２０内の更なる圧力上昇に伴い、中央制御室の運転員による指令によって第２弁１２を閉じるとともに第１弁１１を開き、熱交換器６によるサプレッションプール水の循環冷却を行う。

【0038】

この際、格納容器２０から放出された蒸気によるサプレッションプール水の温度上昇を緩和するために、熱交換器６通過後の冷却水を自然循環式冷却塔８へ全量送るのではなく、第１弁１１に併せて第３弁１３を開いて、まだ熱交換の余地がある熱交換器６通過後の冷却水の一部を熱交換器４に送ることによって、より効果的に冷却を行うことを図ることが望ましい。

【0039】

自然循環式冷却塔８では、熱交換器４，６で熱を回収した冷却水を大気に散水する。これにより、熱を持った冷却水が空気と触れることで一部の冷却水が蒸発する。蒸発した際の気化熱（蒸発潜熱）により冷却水が保有する熱が大気へ放出され、冷却水は湿球温度付近まで冷却される。その後、冷却水は自然循環式冷却塔８の底部の貯水槽へ移動し、二次系循環冷却ポンプ３によって再び熱交換器４，６へ移送される。

【0040】

熱を受けた空気と一部の蒸発した水は密度が低いことから、自然循環式冷却塔８の上部へ移動し、大気へ自然放出される。この上部への移動によって自然循環式冷却塔８側部から外の空気が中に吸い込まれ冷却水の気化に利用されるという空気の自然循環が発生し、その循環により自然循環式冷却塔８の連続的な運転が行われる。

【0041】

次に、本実施形態の効果について説明する。

【0042】

上述した本実施形態の格納容器圧力上昇緩和設備は、原子炉圧力容器２１の蒸気により駆動するＲＣＩＣタービン１と、ＲＣＩＣタービン１によって駆動する、サプレッションプール水を循環させる原子炉注水ポンプ２と、原子炉注水ポンプ２により循環されるサプレッションプール水から熱を除去する熱交換器６と、ＲＣＩＣタービン１によって駆動する、熱交換器６を流れる冷却水を循環させる二次系循環冷却ポンプ３と、冷却水が貯留されており、熱交換器６で回収した熱を大気へ放出する自然循環式冷却塔８と、を有する。

【0043】

よって、ＲＣＩＣタービン１の排気の冷却やサプレッションプール２２内のサプレッションプール水の冷却を行うことで、ＳＲＶから格納容器２０への蒸気排出を従来に比べて緩和させるとともに、ＲＣＩＣタービン１の排気からの熱量流入を従来に比べて抑制させることが可能となる。これにより、格納容器２０へ流入する熱量を低減し、長期ＳＢＯ時における格納容器２０の圧力の上昇を抑制させ、ＲＣＩＣタービン１の設備への機能影響の緩和とベントに至る時間の延伸を図ることができ、原子力発電プラントの更なる安全性向上に寄与する。

【0044】

また、ＲＣＩＣタービン１からの排気蒸気から熱を二次系循環冷却ポンプ３による循環する冷却水へ回収する熱交換器４と、熱交換器４で冷やされた蒸気、復水をサプレッションプール２２へ送る配管５と、を更に有するため、サプレッションプール水の冷却をより効率的に行うことができる。

【0045】

更に、格納容器２０の圧力が上昇した際に開く、熱交換器６と二次系循環冷却ポンプ３との間の配管に設けられた第１弁１１を更に有することで、格納容器２０内の圧力上昇の際にまずは熱交換器４によりサプレッションプール水の温度上昇を緩和することができる。

【0046】

また、通常時は開いており、原子炉圧力容器２１の圧力が上昇した際に閉じる、二次系循環冷却ポンプ３と熱交換器４との間の配管に設けられた第２弁１２を更に有することにより、格納容器２０内の圧力上昇の際はまずは熱交換器４によりサプレッションプール水の温度上昇を緩和することを優先するとともに、格納容器２０の更なる圧力上昇の際にサプレッションプール水の循環冷却を行うことができるようになる。

【0047】

更に、通常時は閉じており、原子炉圧力容器２１の圧力が上昇した際に開く、熱交換器６と熱交換器４との間の配管に設けられた第３弁１３を更に有することで、熱交換の余地がある熱交換器６通過後の冷却水の一部を熱交換器４に導くことができるようになる。

【0048】

また、第３弁１３は、第１弁１１が開く際に併せて開くことにより、熱交換の余地がある熱交換器６通過後の冷却水の一部を熱交換器４に導くことができ、サプレッションプール水の冷却も併せて行うことができるため、冷却効率を更に高めることができる。

【0049】

＜その他＞
なお、本発明は上記の実施形態に限られず、種々の変形、応用が可能なものである。上述した実施形態は本発明を分かりやす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ない。

【符号の説明】

【0050】

１…ＲＣＩＣタービン
２…原子炉注水ポンプ
３…二次系循環冷却ポンプ
４…熱交換器（第２熱交換器）
５…配管
６…熱交換器（第１熱交換器）
７…配管
８…自然循環式冷却塔
９…配管
１０…配管
１１…第１弁
１２…第２弁
１３…第３弁
２０…格納容器
２１…原子炉圧力容器
２２…サプレッションプール
３１，３２，３３，３４，３５…弁

【図1】