[发明专利]反应堆安全壳及使用其的核设施

说明书

技术领域

本发明涉及沸水型轻水反应堆的反应堆安全壳及使用其的核设施。

背景技术

一般来说，沸水型轻水反应堆(BWR)采用压力抑制型的反应堆一次安全壳，具有能够减小反应堆一次安全壳的体积的优点。沸水型轻水反应堆中，将反应堆一次安全壳内的气氛用氮气置换，与通常的空气相比降低氧浓度来进行运转。因此，即使在事故时堆芯燃料成为高温，与冷却剂反应而产生氢，也不用担心在反应堆一次安全壳内发生爆轰或爆燃。此外，沸水型轻水反应堆中，由于反应堆一次安全壳较小，所以在将外部用反应堆建筑完全地双重覆盖，在设计基准事故的情况下，具有放射性物质的双重的封闭功能。

沸水型轻水反应堆的安全性很高，以往完全没有发生设计基准事故和堆芯燃料的完整性即便稍稍丧失的事故。此外，根据概率论的安全评价(PSA)，沸水型轻水反应堆的堆芯损坏频率即使是旧型也充分低到10^-5/堆年(r-y)到10^-6/堆年左右，在新型的结构中，可以确认为10^-7/堆年到10^-8/堆年的更低的值。即便这样，在下一代反应堆的设计中，还是采用了设计成具备设想严重事故的发生的情况下的设施耐受性的方针。

在下一代反应堆的设计中，如果这样设想严重事故的发生，则在严重事故时，有时通过高温化后的堆芯燃料与冷却剂之间的金属水反应而产生大量的氢，反应堆一次安全壳的压力超过设计压力而上升。例如，在新型沸水型轻水反应堆(ABWR)的情况下，反应堆一次安全壳的设计压力是310kPa(45psig)，但如果在严重事故时产生大量氢，则反应堆一次安全壳的压力达到设计压力的约2倍。但是，新型沸水型轻水反应堆的反应堆一次安全壳确认能够承受设计压力的3倍以上的压力。但是，在安全方面不希望在严重事故时反应堆一次安全壳的压力长时间超过设计压力的状态持续。如果反应堆一次安全壳的压力超过设计压力，则内部的放射性气体有可能以比设计泄漏率大的泄漏率泄漏。

另一方面，在设计基准事故的情况下，反应堆一次安全壳的压力被限制在设计压力以下，内部的放射性气体的泄漏率也被限制在设计泄漏率以下。在此情况下，反应堆建筑物内的压力上升几乎不会损坏反应堆建筑物。进而，在设计基准事故的情况下，通过使用有源的排气风扇和过滤器将反应堆建筑物内的气氛从排气筒释放，将反应堆建筑物内的压力维持为比外气低的负压。由此，反应堆建筑物构成了放射性物质向外部扩散的双重屏障。但是，在严重事故时，有可能因电源丧失等而有源的排气风扇故障，反应堆建筑物的双重封闭功能有可能丧失。

为了限制严重事故时的反应堆一次安全壳的压力上升，将反应堆一次安全壳内的气氛排放到作为反应堆二次安全壳的反应堆建筑物中是有效的。但是，由于反应堆建筑物的设计压力较低，并且气氛是通常的空气，所以如果在严重事故时将包括发生的大量的氢在内的反应堆一次安全壳内的高压气体释放到反应堆建筑物内，则有可能在反应堆建筑物内爆轰，反应堆建筑物损坏，放射性气体不受管理地释放到大气中。该状况与切尔诺贝利核电厂的严重事故时的状况相近。因而，该方法虽然在以往被提出，但是没有技术可实现性，到目前为止采用这样的危险的方法的沸水型轻水反应堆并不实际存在。另外，反应堆建筑物的设计压力只有13.8kPa(2psig，0.14kg/cm²)。但是，这不是因为以往的反应堆建筑物较脆弱，而是因为在安全设计上设置有爆破盘，有意使得在该设计压力下开口。

此外，作为有技术可实现性的方案，有将严重事故时的反应堆一次安全壳内的气氛通过过滤器向环境中释放的设计，但关于放射性惰性气体和有机碘，不能用过滤器除去而释放到环境中，所以会发生周边公众的遭受辐射。此外，为了将周边公众遭受辐射抑制得尽可能低，需要事前使一定距离内的周边公众一人都不留地完全疏散。

最近，在ESBWR中，采用将在事故时释放到反应堆一次安全壳内的水蒸气在非能动安全壳冷却系统(PCCS；Passive Containment Cooling System)中冷凝、来抑制因反应堆一次安全壳的衰变热造成的压力上升的良好方法。但是，在严重事故时释放的大量的氢在非能动安全壳冷却系统中没有被冷凝，此外，ESBWR的反应堆一次安全壳的体积较小，所以严重事故时的反应堆一次安全壳的压力还是被维持在设计压力的2倍到3倍左右。即，存在下述问题，即使将非能动安全壳冷却系统设置到以往的体积较小的反应堆安全壳中，也不能将严重事故时的反应堆安全壳的压力限制到设计压力以下。另外，ESBWR的反应堆一次安全壳的设计压力也是310kPa(45psig)。