本発明は、静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラント設備に係り、更に詳しくは、沸騰水型原子力発電プラント設備に適用するのに好適な静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラント設備に関する。

原子炉の配管破断等の事故時に、サプレションプール（圧力抑制プール）表面温度の上昇を抑制し、格納容器圧力の上昇を抑制することのできる原子炉格納容器冷却設備がある（例えば、特許文献１参照）。

この原子炉格納容器冷却設備は、図５に示すように、原子炉格納容器４２の上方に大気開放された冷却水プール３７を設置し、冷却水プール３７に熱交換器３４を浸漬させ、熱交換器３４の上部に蒸気室３３、下部に水室３５を接続し、ドライウェル３８と蒸気室３３とを接続する蒸気供給管３２と、水室３５と原子炉圧力容器３１とを接続する凝縮水ドレン管５３と、水室３５と圧力抑制プール４０とを接続する不凝縮ガスベント管４４とを有している。 凝縮水ドレン管５３には、原子炉圧力容器３１から水室３５への逆流を防ぐ逆止弁５５と弁５４とが設置されている。 ドライウェル３８と圧力抑制プール４０は圧力抑制ベント管３９で連結されていて、圧力抑制ベント管３９はドライウェル側と圧力抑制プール側の双方に開口している。 不凝縮ガスベント管４４の圧力抑制プール４０水中における開口高さは、圧力抑制ベント管３９の圧力抑制プール４０水中における開口高さより高い位置に配置されている。

原子炉圧力容器３１の配管破断事故が発生した場合、破断配管を通して原子炉圧力容器３１からドライウェル３８に流出した蒸気は、圧力抑制ベント管３９を通して圧力抑制プール４０へ導かれて凝縮されるものと、蒸気供給管３２を介して熱交換器３４に導かれ、熱交換器３４外部の冷却水プール３７で除熱されて凝縮水となり、不凝縮ガスベント管４４を経由して圧力抑制プール４０に導かれるものとがある。

大量の蒸気がドライウェル３８に放出される配管破断事故発生直後は、多くの蒸気が、大口径の圧力抑制ベント管３９を経由して圧力抑制プール４０に導かれるが、崩壊熱量が低下することで蒸気放出量が減少すると熱交換器３４を経由するルートにおける流路の圧力損失が圧力抑制ベント管３９を経由するルートにおける流路の圧力損失よりも減少する。 この結果、熱交換器３４及び不凝縮ガスベント管４４経由した蒸気の凝縮水が圧力抑制プール４０に導かれるようになる。

ここで、２つのルートにおける流路の圧力損失の差異は、不凝縮ガスベント管４４の圧力抑制プール４０水中における開口高さを、圧力抑制ベント管３９の圧力抑制プール４０水中における開口高さより高い位置に配置させることで生起させている。

また、原子炉圧力容器３１とドライウェル３８の圧力がほぼ均圧した後に、凝縮水ドレン管５３に設けた弁５４を開操作することで、熱交換器３４で凝縮された凝縮水（冷却材）を原子炉圧力容器３１内に戻すことができる。

上述した従来技術の原子炉格納容器冷却設備によれば、原子炉圧力容器の配管破断事故時においても、原子炉圧力容器内で発生した蒸気を水に戻して、原子炉圧力容器内に供給することができ、原子炉圧力容器内の冷却水のインベントリを長期に亘って維持することができる。 このことにより、炉心を安定して冷却し続けることができる。

しかし、このような配管破断事故時において、何らかの理由により、弁５４が開操作できない場合を想定すると、原子炉圧力容器３１に冷却材を供給することができなくなるので、原子炉圧力容器３１内の冷却水のインベントリを維持できず、さらに後述する状態量の変移によって、原子炉格納容器４２の内部圧力が上昇し、高圧状態が維持される虞がある。

例えば、熱交換器３４及び不凝縮ガスベント管４４を経由した蒸気の凝縮水が圧力抑制プール４０に導かれる場合において、熱交換器３４外側の冷却水プール３７は大気圧環境に設置されているため、崩壊熱を除熱している間に冷却水は沸騰し、その水温は１００℃になる。 このため、熱交換器３４出口の凝縮水温度は１００℃以下には低下できず、比較的高温の凝縮水が不凝縮ガスベント管４４を経由して圧力抑制プール４０に流入することになる。

上述したように、不凝縮ガスベント管４４は、圧力抑制ベント管３９の開口高さより上方であって、圧力抑制プール４０の水中における水面に近い位置で開口している。 このため、１００℃以上の凝縮水が圧力抑制プール４０水面近傍に局所的に放出されると、圧力抑制プール４０の水面近傍の水温が局所的に高温になり、温度成層化が発生する可能性がある。 このような状態においては、圧力抑制プール４０の水面上の空間温度が１００℃以上に上昇し、飽和水蒸気圧及び窒素分圧が増加して原子炉格納容器４２の圧力が高い状態で維持される虞が生じる。

本発明は、上述の事柄に基づいてなされたものであって、その目的は、原子炉圧力容器の配管破断事故時において、原子炉圧力容器内の冷却水のインベントリを長期に亘って維持可能とし、さらに、何らかの理由によって原子炉圧力容器への冷却材の供給に失敗した場合でも原子炉格納容器の圧力の上昇を緩和できる、信頼性の高い静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラント設備を提供するものである。

上記課題を解決するために、例えば特許請求の範囲に記載の構成を採用する。 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、原子炉圧力容器を包囲するドライウェルと内部に圧力抑制プールを設けた圧力抑制室とを備えた原子炉格納容器と、前記ドライウェルと前記圧力抑制プールとを接続し、前記圧力抑制プール側には複数の開口部を有するベント管と、前記原子炉格納容器の上部に設けた冷却水プールと、前記冷却水プールに浸漬された熱交換器と、前記ドライウェルと前記熱交換器とを接続する蒸気引き込み管と、前記熱交換器より下方であって、前記原子炉圧力容器内の炉心の上端高さよりも上方に設置された蓄水タンクと、前記蓄水タンクと前記熱交換器とを接続する第１凝縮水排出管と、前記蓄水タンクの上方側に一端側を接続し、他端側を前記圧力抑制プールに接続し、前記圧力抑制プールにおける開口高さを前記ベント管の前記圧力抑制プール側の最も高い開口高さよりも高い位置に開口した非凝縮性ガス排出管と、前記蓄水タンクの前記非凝縮性ガス排出管の一端側が接続された部位より下方に一端側を接続し、他端側を前記圧力抑制プールに接続し、前記圧力抑制プールにおける開口高さを前記ベント管の前記圧力抑制プール側の最も低い開口高さよりも低い位置に開口した第２凝縮水排出管と、前記蓄水タンクの第２凝縮水排出管の一端側が接続された部位より下方に一端側を接続し、他端側を前記原子炉圧力容器の側部であって、前記炉心の上端より上方に接続した凝縮水戻り管とを備えたことを特徴とする。

本発明によれば、原子炉圧力容器の配管破断事故時において、原子炉圧力容器内で発生した蒸気を水に戻して原子炉圧力容器内に供給することで原子炉圧力容器内の冷却水のインベントリを長期に亘って維持可能とし、さらに、何らかの理由によって原子炉圧力容器への冷却材の供給に失敗した場合でも原子炉格納容器の圧力の上昇を緩和できる、信頼性の高い静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラント設備を実現することができる。

本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラント設備の第１の実施の形態の構成を示すシステム系統図である。

本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラント設備における主蒸気管の構成を示す系統図である。

本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラント設備の第２の実施の形態の構成を示すシステム系統図である。

本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラント設備の第３の実施の形態の構成を示すシステム系統図である。

従来の原子炉格納容器冷却設備の構成を示すシステム系統図である。

以下、本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラント設備の実施の形態を図面を用いて説明する。

図１は本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラント設備の第１の実施の形態の構成を示すシステム系統図である。 本実施の形態における静的崩壊熱除去システムは沸騰水型原子力発電プラント設備に適用されている。 図１において、沸騰水型原子力発電プラント設備は、原子炉圧力容器１５と、炉心１３と、原子炉格納容器１７と、静的崩壊熱除去システムとを備えている。

原子炉圧力容器１５の内部には、複数の燃料集合体（図示せず）が装荷された炉心１３が配置され、この炉心１３を冷却する冷却材１４が炉心１３を侵漬するように貯留されている。 原子炉圧力容器１５には、主蒸気管１６や給水配管（図示せず）が接続されている。

原子炉格納容器１７は、原子炉圧力容器１５の全周を取り囲むものであって、その空間内部を互いに区分して形成したドライウェル１８と、ペデスタル２１と、圧力抑制室１９とを備えている。 また、原子炉格納容器１７の内部空間は、空気を窒素で置換している。 これは、万一の水素爆発の発生に対する備えとして、酸素を排除するためである。

圧力抑制室１９は、ドライウェル１８の下方でペデスタル２１の周囲を覆う円環状の空間として形成され、その空間内部には、冷却水を充填した圧力抑制プール２０が設けられている。 圧力抑制室１９の内部には、一端部側がドライウェル１８に開口し、他端部側が圧力抑制プール２０の冷却水中で複数のベント管蒸気排出部２３として開口したベント管２２が配置されている。 本実施の形態においては、ベント管蒸気排出部２３を３つ設けた場合で説明する。 また、このベント管２２の圧力抑制室１９の空間の部位には分岐部が設けられている。 この分岐部には、連通管２４の一端側が接続されていて、他端側はペデスタル２１内で開口している。

ペデスタル２１は、原子炉圧力容器１５の真下で、上部を原子炉圧力容器支持スカート２６によってドライウェル１８と区分され、側部を円環状の圧力抑制室１９に取り囲まれた空間として形成されている。 ペデスタル２１は上方側部に開口する連通管２４によって、ドライウェル１８と空間的に接続されている。 また、ペデスタル２１の下方側部には、圧力抑制室１９とペデスタル２１とを接続する配管が設けられ、この配管を連通／遮断する溶融弁２７がペデスタル２１側に配置されている。 溶融弁２７は、溶融した炉心１３がペデスタル２１に落下して加熱され溶融したときに配管を連通する。

静的崩壊熱除去システムは、熱交換器１と、冷却水プール３と、蓄水タンク５と、蒸気引き込み管６と、第１凝縮水排出管７と、非凝縮性ガス排出管８と、第２凝縮水排出管９と、凝縮水戻り管１０と、空気作動弁１１と、爆破弁１２と、逆止弁２５とを備えている。

冷却水プール３には冷却プール水２が充填されていて、この冷却プール水２に、熱交換器１が浸漬されている。 熱交換器１は、上部側に設けられ、原子炉格納容器１７のドライウェル１８と蒸気引き込み管６により接続された蒸気室１ａと、下部側に設けられ、蓄水タンク５の上部と第１凝縮水排出管７により接続されたた水室１ｂと、その上端部が蒸気室１ａに接続され、その下端部が水室１ｂに接続される複数の伝熱管１ｃとを備えている。

蓄水タンク５は、冷却水プール３より下方であって、原子炉圧力容器１５の冷却材１４の水面１４ａより上方に設置している。 蓄水タンク５には、非凝縮性ガスと、熱交換器１で凝縮された冷却材である蓄水タンク水４とが、一時的に保持される。 また、蓄水タンク５には、これらの非凝縮性ガスと蓄水タンク水４とを排出するために、上方から順に下方にかけて、非凝縮性ガス排出管８の一端側と、第２凝縮水排出管９の一端側と、凝縮水戻り管１０の一端側とが接続されている。

蓄水タンク５の上方側にその一端側を接続した非凝縮性ガス排出管８は、その他端側を圧力抑制プール２０の冷却水中で開口していて、その開口高さを、ベント管２２のベント管蒸気排出部２３の最上部の排出口より更に上方となる位置に設けている。

蓄水タンク５の上方側の２番目にその一端側を接続した第２凝縮水排出管９は、その他端側を圧力抑制プール２０の冷却水中で開口していて、その開口高さを、ベント管２２のベント管蒸気排出部２３の最下部の排出口より更に下方となる位置に設けている。

蓄水タンク５の最下部（例えば底部）にその一端側を接続した凝縮水戻り管１０は、その他端側を原子炉圧力容器１５の側部であって、炉心１３の上端より上方の位置に接続している。 また、凝縮水戻り管１０の蓄水タンク５側には、蓄水タンク５側からの流れを許可し、原子炉圧力容器側からの流れを阻止する逆止弁２５が設けられている。 さらに、凝縮水戻り管１０の原子炉圧力容器１５側には、並列分岐部を設け、並列分岐した配管の一方に空気作動弁１１を、他方の配管に爆破弁１２をそれぞれ設置している。

次に、本実施の形態において、主蒸気管の内の１本の大破断が発生した場合の静的崩壊熱除去システムの動作について説明する。 図２は本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラント設備における主蒸気管の構成を示す系統図である。 図２において、図１に示す符号と同符号のものは同一部分であるので、その詳細な説明は省略する。

図２において、主蒸気管１６は、原子炉圧力容器１５の一の蒸気取り出し部に一端側が接続された第１主蒸気配管１６Ａと、原子炉圧力容器１５の他の蒸気取り出し部に一端側が接続された第２主蒸気配管１６Ｂと、第１主蒸気配管１６Ａの他端側と第２主蒸気配管１６Ｂの他端側とを接続する連絡主蒸気配管１６Ｃと、連絡主蒸気配管１６Ｃの略中央に設けた分岐部にその一端側を接続し、他端側を主タービンの主蒸気止め弁５２の流入側に接続したタービン蒸気配管１６Ｄとを備えている。 主タービンの主蒸気止め弁５２の流出側は、蒸気配管を介して主タービンに接続している。 また、第１主蒸気配管１６Ａには、第１主蒸気隔離弁５０が、第２主蒸気配管１６Ｂには、第２主蒸気隔離弁５１が、それぞれ設けられている。 第１主蒸気隔離弁５０と第２主蒸気隔離弁５１とは、配管破断事故等により主蒸気管流量が過大になった場合に全閉する。

まず、図２において、第２主蒸気配管１６ＢのＺ部において、配管破断が発生すると、第２主蒸気配管１６Ｂを流れる蒸気は直接上流側の破断口Ｚａから流出する。 一方、健全な第１主蒸気配管１６Ａを流れる蒸気は、タービン主蒸気止め弁５２の上流側にある連絡主蒸気配管１６Ｃを通って破断管である第２主蒸気配管１６Ｂを逆流し、下流側の破断口Ｚｂから流出する。

破断口からの蒸気流出により、図１に示す原子炉圧力容器１５内の圧力が低下する。 第２主蒸気隔離弁５１は、主蒸気管流量過大の信号によって全閉する。 このことにより、下流側の破断口Ｚｂからの蒸気の流出は停止し、上流側の破断口Ｚａからのみ蒸気は流出する。 主蒸気隔離弁の閉信号によってスクラム信号が発生し、全ての制御棒が炉心１３に挿入されることで原子炉は停止する。 一方、破断口Ｚａからドライウェル１８に蒸気が流出することでドライウェル１８の圧力が増加する。

図１に戻り、ドライウェル１８の圧力が増加すると、ベント管２２内の水位が押し下げられる。 ベント管蒸気排出部２３より低い位置までベント管２２内水位が押し下げられると、ドライウェル１８内の窒素及び蒸気が圧力抑制プール２０に流入する。 圧力抑制プール２０に流入した窒素は、圧力抑制室１９に蓄積して圧力上昇に寄与するが、ドライウェル１８の体積と圧力抑制室１９の体積の割合を適切な範囲に設計することで、その影響を緩和している。

一方、圧力抑制プール２０に流入した蒸気は圧力抑制プール２０の未飽和水によって凝縮されて水に戻されるため、発生蒸気による原子炉格納容器１７の加圧を十分に抑制することができる。

スクラムにより原子炉が停止した後も、炉心１３内に存在する核分裂生成物（ＦＰ）の原子核崩壊に伴って発生する崩壊熱により蒸気が発生し続けるが、崩壊熱量は定格熱出力の数％以下と小さいこと、及び崩壊熱は時間と共に指数関数的に減少することから、炉心１３から発生する蒸気量が減少し、ドライウェル１８と圧力抑制室１９の圧力差が減少する。 この結果、押し下げられていたベント管２２内の水位が上昇し、ベント管蒸気排出部２３が水没することにより、ベント管２２経由での圧力抑制プール２０への蒸気流入が止まる。

なお、配管破断直後に放出される蒸気により、ドライウェル１８内に存在していた窒素は事象初期の段階で全量が圧力抑制室１９に移行するため、ベント管２２経由での圧力抑制プール２０への蒸気流入が停止する時点では、ドライウェル１８内は蒸気で満たされている。

一方、ドライウェル１８内の非凝縮性ガス（窒素）及び蒸気は、蒸気引き込み管６、熱交換器１、第１凝縮水排出管７、蓄水タンク５、第２凝縮水排出管９もしくは非凝縮性ガス排出管８もしくは凝縮水戻り管１０を経由するルートからも圧力抑制プール２０中もしくは原子炉圧力容器１５中に排出される。 本系統の動作を以下に説明する。 まず、空気作動弁１１もしくは爆破弁１２のいずれかが想定通りに動作する場合を説明する。

配管破断直後は、ドライウェル１８内は非凝縮性ガスである窒素と配管破断口から流出した蒸気が混在し、これらの混合物が蒸気引き込み管６を介して熱交換器１に流入する。 流入した蒸気は熱交換器１を通過する際に凝縮されて水に戻るが、熱伝達率が小さい窒素は殆ど除熱されることなく熱交換器１を通過する。 凝縮水と窒素は第１凝縮水排出管７を介して蓄水タンク５に導かれ、蓄水タンク５内で重力により分離される。

蓄水タンク５の下部に溜まった凝縮水は、蓄水タンク５の底部に接続されている凝縮水戻り管１０と、空気作動弁１１もしくは爆破弁１２のいずれかを介して原子炉圧力容器１５に戻される。 蓄水タンク５の上部に溜まった窒素は、蓄水タンク上方に接続されている非凝縮性ガス排出管８を介して圧力抑制プール２０の水面近傍に排出される。

非凝縮性ガス排出口管８の圧力抑制プール２０側の開口高さは、ベント管蒸気排出部２３よりも上方にあるため、非凝縮性ガス排出口管８の放出口にかかる水圧は小さく、ベント管２２を経由するルートよりも、非凝縮性ガス排出口管８を経由するルートから窒素が優先的に排出される。

以上より、空気作動弁１１もしくは爆破弁１２が想定通りに作動すると、炉心１３で発生した蒸気を熱交換器１で凝縮水に戻した後、凝縮水戻り管１０を介して原子炉圧力容器１５内の炉心１３に戻すことが可能となり、原子炉圧力容器１５内の冷却材インベントリを長期に亘って維持することができる。

次に、空気作動弁１１及び爆破弁１２が２つとも何らかの理由により動作しなかった場合を説明する。 なお、空気作動弁１１と爆破弁１２は並列に配置されているため、いずれか１つが動作すれば凝縮水戻り管１０を利用できること、及び弁の種類を多様化することで共通原因による同時故障の可能性を極力排除していることから、本実施例の静的崩壊熱除去システムで、凝縮水戻り管１０が使用できず炉心１３に凝縮水を戻せなくなる事態に陥る可能性は限りなくゼロに近いが、深層防護の観点からこのようなケースを想定する。

配管破断直後は、ドライウェル１８内は非凝縮性ガスである窒素と配管破断口から流出した蒸気が混在し、これらの混合物が蒸気引き込み管６を介して熱交換器１に流入する。 流入した蒸気は熱交換器１を通過する際に凝縮されて水に戻るが、熱伝達率が小さい窒素は殆ど除熱されることなく熱交換器１を通過する。 凝縮水と窒素は第１凝縮水排出管７を介して蓄水タンク５に導かれ、蓄水タンク５内で重力により分離される。

空気作動弁１１及び爆破弁１２の不作動を仮定しているため、蓄水タンク５の下部に溜まった凝縮水は凝縮水戻り管１０を経由して原子炉圧力容器１５に戻ることができない。 このため、凝縮水は凝縮水戻り管１０よりも上方に接続された第２凝縮水排出管９を介して圧力抑制プール２０の底部に排出される。 蓄水タンク５の上部に溜まった窒素は、蓄水タンク上方に接続されている非凝縮性ガス排出管８を介して圧力抑制プール２０の水面近傍に排出される。

非凝縮性ガス排出口管８の圧力抑制プール２０側の開口高さはベント管蒸気排出口２３よりも上方にあるため、非凝縮性ガス排出口管８の放出口にかかる水圧は小さく、ベント管２２を経由するルートよりも、非凝縮性ガス排出口管８を経由するルートから窒素が優先的に排出される。

一方、熱交換器１の外側の冷却水プール３は大気圧環境に設置されているため、熱交換器１を介して炉心１３で発生する崩壊熱を除熱している間に沸騰し、プール水温は１００℃となる。 このため、熱交換器１出口の凝縮水温度は１００℃以下には低下できず、比較的高温の凝縮水が第２凝縮水排出管９を経由して圧力抑制プール２０に流入することになる。

第２凝縮水排出管９の圧力抑制プール２０側における開口高さは、ベント管２２のベント管蒸気排出部２３の最下部の排出口より更に下方となる位置、即ち圧力抑制プール２０の底面近傍であるため、圧力抑制プール２０水面近傍の水温だけが局所的に上昇する温度成層化は起こらず、圧力抑制室１９の過度の圧力上昇を防止することができる。

この結果、空気作動弁１１及び爆破弁１２が２つとも何らかの理由により動作しなかった場合においても原子炉格納容器１７の圧力の上昇を緩和することができる。

ところで、このような配管破断事故時においては、通常、交流電源を駆動源とする動的注水系統（図示せず）が活用される。 しかし、深層防護の観点から、より厳しい状況として全交流電源喪失を想定すると、空気作動弁１１及び爆破弁１２が２つとも動作せず、凝縮水戻り管１０が使用できない場合には、炉心１３への注水手段が無くなる。 炉心１３への注水手段が無くなると、炉心１３で発生する崩壊熱によって原子炉圧力容器１５内の冷却材が徐々に減少し、炉心１３が水面上に露出し、炉心１３が溶融する可能性が生じる。

溶融して高温となった炉心１３は原子炉圧力容器１５の底部を破損させてペデスタル２１に落下するが、落下した炉心１３によって溶融弁２７が加熱される。 加熱された溶融弁２７は、最終的に溶融することで開動作となり、圧力抑制プール２０の水がペデスタル２１に注水される。 この結果、ペデスタル２１に落下した溶融した炉心１３を圧力抑制プール２０の水で冷却することができる。

溶融した炉心１３の冷却時に発生する蒸気は、連通管２４を介してドライウェル１８に移行し、ドライウェル１８に開口した蒸気引き込み管６を介して熱交換器１に導かれる。 そして、熱交換器１内で凝縮された後、蓄水タンク５、第２凝縮水排出管９、圧力抑制プール２０を経由して、再びペデスタル２１に供給される。

本実施の形態においては、配管破断、全交流電源喪失、及び空気作動弁１１及び爆破弁１２の同時故障という、限りなくゼロに近い発生確率の事故時においても、ペデスタル２１に落下した溶融炉心を安定して冷却することができ、信頼性の高い静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラント設備を提供することができる。

上述した本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラント設備の第１の実施の形態によれば、原子炉圧力容器１５の配管破断事故時において、原子炉圧力容器１５内で発生した蒸気を水に戻して原子炉圧力容器１５内に供給することで原子炉圧力容器１５内の冷却水のインベントリを長期に亘って維持可能とし、さらに、何らかの理由によって原子炉圧力容器１５への冷却材の供給に失敗した場合でも原子炉格納容器１７の圧力の上昇を緩和できる、信頼性の高い静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラント設備を実現することができる。

なお、配管破断直後は原子炉圧力容器１５内の圧力がドライウェル１８内の圧力よりも高いため、凝縮水戻り管１０を介して原子炉圧力容器１５に凝縮水を戻せない期間が存在する。 しかし、凝縮水を戻せない期間に原子炉圧力容器１５から流出する冷却材量と同等の凝縮水を蓄水タンク５に保有しておくことで、凝縮水戻り管１０が使用可能になった後に、炉心１３を再度冠水させることが可能となる。 ここで、蓄水タンク５における冷却材量の貯留分は以下の式（１）で算出される。
Ｖ≧２０×Ｑ・・・・（１）
ここで、Ｖは蓄水タンク５の水量（ｍ ^３ ）、Ｑは炉心１３の定格運転時の熱出力（ＧＷ）とする。

また、上述した本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラント設備の第１の実施の形態によれば、凝縮水戻り管１０上に逆止弁２５を設けたので、万一、原子炉圧力容器１５内圧力が高い状態で空気作動弁１１もしくは爆破弁１２が開放された場合でも、蓄水タンク５や熱交換器１が高圧になることを防止できる。 この結果、静的崩壊熱除去システムを低い耐圧で設計することができる。

なお、第２凝縮水排出管９の圧力抑制プール２０側の凝縮水排出口を水平管分岐部とし、分岐した複数の水平管の各々の先端部に凝縮水排出口を開口させても良い。 このことにより、１００℃以上の高温の凝縮水を空間的に分散して放出することが可能となるので、プール水温の局所的な温度上昇を更に抑制することが可能となる。

また、本実施の形態においては、冷却水プール３に設置した熱交換器１の伝熱管１ｃを縦方向に配置した構成で説明したが、これに限るものではない。 伝熱管１ｃが水平方向に配置された熱交換器でもよい。

以下、本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラント設備の第２の実施の形態を図面を用いて説明する。 図３は本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラント設備の第２の実施の形態の構成を示すシステム系統図である。

本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラント設備の第２の実施の形態において、静的崩壊熱除去システムの構成は、大略第１の実施の形態と同じであるが、溶融弁２７を備えない点と、第２凝縮水排出管９の排出先を圧力抑制プール２０からペデスタル２１に変更した点が異なる。

次に、本実施の形態において、主蒸気管の内の１本の大破断が発生した場合の静的崩壊熱除去システムの動作について説明する。 ここで、ベント管２２経由での経路に関する機能動作は、第１の実施の形態と同じため省略する。 ドライウェル１８内の窒素及び蒸気が、蒸気引き込み管６、熱交換器１、第１凝縮水排出管７、蓄水タンク５、第２凝縮水排出管９もしくは非凝縮性ガス排出管８もしくは凝縮水戻り管１０を経由して、圧力抑制プール２０中もしくは原子炉圧力容器１５もしくはペデスタル２１中に排出される経路に関する動作を説明する。 また、空気作動弁１１もしくは爆破弁１２のいずれかが想定通りに動作する場合については、第１の実施の形態と同じため省略し、空気作動弁１１及び爆破弁１２が２つとも何らかの理由により動作しなかった場合について説明する。

配管破断直後は、ドライウェル１８内は非凝縮性ガスである窒素と配管破断口から流出した蒸気が混在し、これらの混合物が蒸気引き込み管６を介して熱交換器１に流入する。 流入した蒸気は熱交換器１を通過する際に凝縮されて水に戻るが、熱伝達率が小さい窒素は殆ど除熱されることなく熱交換器１を通過する。 凝縮水と窒素は第１凝縮水排出管７を介して蓄水タンク５に導かれ、蓄水タンク５内で重力により分離される。

空気作動弁１１及び爆破弁１２の不作動を仮定しているため、蓄水タンク５の下部に溜まった凝縮水は凝縮水戻り管１０を経由して原子炉圧力容器１５に戻ることができない。 このため、凝縮水は凝縮水戻り管１０よりも上方に接続された第２凝縮水排出管９を介してペデスタル２１に排出される。 蓄水タンク５の上部に溜まった窒素は、蓄水タンク上方に接続されている非凝縮性ガス排出管８を介して圧力抑制プール２０の水面近傍に排出される。

非凝縮性ガス排出口管８の圧力抑制プール２０側の開口高さはベント管蒸気排出口２３よりも上方にあるため、非凝縮性ガス排出口管８の放出口にかかる水圧は小さく、ベント管２２を経由するルートよりも、非凝縮性ガス排出口管８を経由するルートから窒素が優先的に排出される。

ところで、このような配管破断事故時においては、通常、交流電源を駆動源とする動的注水系統（図示せず）が活用される。 しかし、深層防護の観点から、より厳しい状況として全交流電源喪失を想定すると、空気作動弁１１及び爆破弁１２が２つとも動作せず、凝縮水戻り管１０が使用できない場合には、炉心１３への注水手段が無くなる。 炉心１３への注水手段が無くなると、炉心１３で発生する崩壊熱によって原子炉圧力容器１５内の冷却材が徐々に減少し、炉心１３が水面上に露出し、炉心１３が溶融する可能性が生じる。

溶融して高温となった炉心１３は原子炉圧力容器１５の底部を破損させてペデスタル２１に落下するが、本実施の形態においては、熱交換器１から排出される凝縮水を第２凝縮水排出管９を経由してペデスタル２１に供給できるため、第１の実施の形態における溶融弁２７を設置することなく、ペデスタル２１に落下した溶融した炉心１３を凝縮水で冷却することができる。

溶融した炉心１３の冷却時に発生する蒸気は、連通管２４を介してドライウェル１８に移行し、ドライウェル１８に開口した蒸気引き込み管６を介して熱交換器１に導かれる。 そして、熱交換器１内で凝縮された後、蓄水タンク５、第２凝縮水排出管９を経由して、再びペデスタル２１に供給される。

本実施の形態においては、配管破断、全交流電源喪失、及び空気作動弁１１及び爆破弁１２の同時故障という、限りなくゼロに近い発生確率の事故時においても、ペデスタル２１に落下した溶融炉心を安定して冷却することができ、信頼性の高い静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラント設備を提供することができる。

上述した本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラント設備の第２の実施の形態によれば、上述した第１の実施の形態と同様の効果を得ることができる。

以下、本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラント設備の第３の実施の形態を図面を用いて説明する。 図４は本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラント設備の第３の実施の形態の構成を示すシステム系統図である。

本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラント設備の第３の実施の形態において、静的崩壊熱除去システムの構成は、大略第２の実施の形態と同じであるが、原子炉圧力容器１５の内部と原子炉格納容器１７のドライウェル１８とを接続する蒸気強制排出管２８と、この蒸気強制排出管２８を連通／遮断する蒸気強制排出弁２９とが設けられている点が異なる。 ここで、蒸気強制排出弁２９は、爆破弁等、信頼性が高く、動作に交流電源が不要なもので構成している。

次に、本実施の形態における静的崩壊熱除去システムの動作について説明する。 上述した第１の実施の形態及び第２の実施の形態においては、原子炉格納容器の圧力の増加及び炉心冷却性能の喪失の観点で厳しい事象である主蒸気管１本の大破断における静的崩壊熱除去システムの動作について説明した。

ところで、主蒸気管１６の破断面積の小さい小破断を想定すると、第１の実施の形態及び第２の実施の形態のいずれにおいても、原子炉圧力容器１５からドライウェル１８に放出される蒸気量が少なく、ドライウェル１８の圧力が殆ど上昇しないことから、ベント管２２、及び熱交換器１を含む静的崩壊熱除去システムは動作しない。 この場合、原子炉圧力容器１５内から外部に放出される蒸気量が少ないため、十分な時間的余裕をもって、交流電源を駆動源とする動的注水系（図示せず）を活用することで、炉心１３に注水することができる。

また、深層防護の観点から、より厳しい状況として全交流電源喪失を想定した場合であっても、主蒸気管１６の大破断ケースに比べて時間的余裕があるため、原子炉圧力容器１５を減圧した後に、外部ポンプや外部水源（図示せず）を用いることで、原子炉圧力容器１５に注水する等、様々な代替手段を準備することができる。

本実施の形態における蒸気強制排出管２８及び蒸気強制排出弁２９は、更なる深層防護の観点から設けられたものであって、上述したような主蒸気管１６の小破断のケースにおいて、万一、外部ポンプ及び外部水源を用いて原子炉圧力容器１５に注水できない場合においても、炉心１３を安定して冷却することができることを特徴とする。 以下に、本実施の形態における静的崩壊熱除去システムの動作について説明する。

主蒸気管１６の小破断時において、外部ポンプ及び外部水源（図示せず）が使用できないと判断した場合、運転員は、中央制御室から遠隔で蒸気強制排出弁２９を開動作させる。 蒸気強制排出弁２９が開動作することにより原子炉圧力容器１５内の蒸気が強制的にドライウェル１８に排出される。 原子炉圧力容器１５内の蒸気が強制的にドライウェル１８に排出されることで、ドライウェル１８の圧力が上昇し、ベント管２２及び熱交換器１を含む静的崩壊熱除去システムを動作させることができる。 静的崩壊熱除去システム動作後の挙動は、第２の実施の形態で説明した通りである。

このように、本実施の形態においては、原子炉圧力容器１５とドライウェル１８を接続する蒸気強制排出管２８及び蒸気強制排出弁２９を設置することで、主蒸気管１６の小破断ケースを強制的に大破断ケースに移行させることができ、これにより静的崩壊熱除去システムを作動させることができる。 この結果、より信頼性の高い静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラント設備を実現することができる。

上述した本発明の静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラント設備の第３の実施の形態によれば、上述した第１の実施の形態と同様の効果を得ることができる。

なお、本発明は上述した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。 上述した実施の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。

１ 熱交換器２ 冷却プール水３ 冷却水プール４ 蓄水タンク水５ 蓄水タンク６ 蒸気引き込み管７ 第１凝縮水排出管８ 非凝縮性ガス排出管９ 第２凝縮水排出管１０ 凝縮水戻り管１１ 空気作動弁１２ 爆破弁１３ 炉心１４ 原子炉圧力容器の冷却材１５ 原子炉圧力容器１６ 主蒸気管１７ 原子炉格納容器１８ ドライウェル１９ 圧力抑制室２０ 圧力抑制プール２１ ペデスタル２２ ベント管２３ ベント管蒸気排出部２４ 連通管２５ 逆止弁２６ 原子炉圧力容器支持スカート２７ 溶融弁２８ 蒸気強制排出管２９ 蒸気強制排出弁