JP2000180582A - 原子力発電プラント - Google Patents
原子力発電プラントInfo
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Abstract
(57)【要約】
【課題】静的格納容器冷却系や非常用復水器の冷却水プ
ールを削除し、原子炉建屋の小型化を図るとともに、物
量を削減する。 【解決手段】燃料プール８と機器ピット９を連通管13に
より連結する。燃料プール８内に格納容器除熱設備用熱
交換器５を設置し、この熱交換器５の入口側に格納容器
除熱設備用蒸気供給管６の一方を接続し、熱交換器５の
出口側に復水戻り管７の一方を接続する。蒸気供給管６
の他方は格納容器３に開口し、復水戻り管７の他方は原
子炉圧力容器１に接続する。熱交換器５は事象発生後の
初期には連通管13で連結された燃料プール８と機器ピッ
ト９内の大量の水で冷却され、その後の熱は燃料プール
８の冷却系で最終ヒートシンクに移送される。これによ
り、従来の冷却水プールを削除でき、原子炉建屋の小型
化と物量削減を図ることができる。
ールを削除し、原子炉建屋の小型化を図るとともに、物
量を削減する。 【解決手段】燃料プール８と機器ピット９を連通管13に
より連結する。燃料プール８内に格納容器除熱設備用熱
交換器５を設置し、この熱交換器５の入口側に格納容器
除熱設備用蒸気供給管６の一方を接続し、熱交換器５の
出口側に復水戻り管７の一方を接続する。蒸気供給管６
の他方は格納容器３に開口し、復水戻り管７の他方は原
子炉圧力容器１に接続する。熱交換器５は事象発生後の
初期には連通管13で連結された燃料プール８と機器ピッ
ト９内の大量の水で冷却され、その後の熱は燃料プール
８の冷却系で最終ヒートシンクに移送される。これによ
り、従来の冷却水プールを削除でき、原子炉建屋の小型
化と物量削減を図ることができる。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は原子炉の崩壊熱の除
去を行う格納容器除熱設備または非常用復水器を有する
原子力発電プラントの構成に関する。
去を行う格納容器除熱設備または非常用復水器を有する
原子力発電プラントの構成に関する。
【０００２】
【従来の技術】原子力発電プラントには過渡事象または
事故後の崩壊熱により発生し格納容器内に流出した蒸気
を格納容器外に設置した冷却水プール水中の熱交換器に
導き、プール水をヒートシンクとして熱交換器内の伝熱
面により蒸気を凝縮することにより格納容器内の崩壊熱
の除去を行う機能を有する格納容器除熱設備を有する従
来の原子力発電プラントの第１の例を図９に示す。
事故後の崩壊熱により発生し格納容器内に流出した蒸気
を格納容器外に設置した冷却水プール水中の熱交換器に
導き、プール水をヒートシンクとして熱交換器内の伝熱
面により蒸気を凝縮することにより格納容器内の崩壊熱
の除去を行う機能を有する格納容器除熱設備を有する従
来の原子力発電プラントの第１の例を図９に示す。
【０００３】原子力発電プラントには冷却材喪失事故時
に放射性物質の大気への放出を十分低い量に抑えるため
に原子炉圧力容器１を取り囲み、気密性のある格納容器
３が設けられている。原子炉圧力容器１は内部に炉内構
造物２が配置され、上端開口は原子炉圧力容器ヘッド４
により密閉されている。
に放射性物質の大気への放出を十分低い量に抑えるため
に原子炉圧力容器１を取り囲み、気密性のある格納容器
３が設けられている。原子炉圧力容器１は内部に炉内構
造物２が配置され、上端開口は原子炉圧力容器ヘッド４
により密閉されている。
【０００４】事故後の長期的な崩壊熱の格納容器外への
除去のために格納容器除熱設備が設けられている。この
格納容器除熱設備は格納容器３の外部に設置した格納容
器除熱設備用冷却水プール19と、この冷却水プール19を
ヒートシンクとした熱交換器５，格納容器３内の崩壊熱
により発生した蒸気を熱交換器５に導くための蒸気供給
管６，熱交換器５で冷却され凝縮した復水を再び格納容
器３内に戻す復水戻り管７からなっている。
除去のために格納容器除熱設備が設けられている。この
格納容器除熱設備は格納容器３の外部に設置した格納容
器除熱設備用冷却水プール19と、この冷却水プール19を
ヒートシンクとした熱交換器５，格納容器３内の崩壊熱
により発生した蒸気を熱交換器５に導くための蒸気供給
管６，熱交換器５で冷却され凝縮した復水を再び格納容
器３内に戻す復水戻り管７からなっている。
【０００５】つぎに、格納容器除熱設備の作用について
説明する。格納容器３内で配管破断による冷却材喪失事
故が発生すると原子炉はスクラムするが、崩壊熱による
蒸気発生は継続する。発生した蒸気は破断口を介して格
納容器３内に放出され蒸気供給管６により格納容器除熱
設備用熱交換器５に導かれ、冷却水プール19での除熱に
より凝縮し復水となり、復水戻り管７により再び格納容
器３内に戻される。
説明する。格納容器３内で配管破断による冷却材喪失事
故が発生すると原子炉はスクラムするが、崩壊熱による
蒸気発生は継続する。発生した蒸気は破断口を介して格
納容器３内に放出され蒸気供給管６により格納容器除熱
設備用熱交換器５に導かれ、冷却水プール19での除熱に
より凝縮し復水となり、復水戻り管７により再び格納容
器３内に戻される。
【０００６】熱交換器５から伝えられた熱により冷却水
プール19内の水温は上昇し、最終的には沸騰し大気中に
ベントされる。格納容器除熱設備の設置高さは原子炉圧
力容器１より上方となっており、外部動力に依存するこ
となく密度差による自然循環により蒸気および復水が循
環して崩壊熱の除去が行われる。
プール19内の水温は上昇し、最終的には沸騰し大気中に
ベントされる。格納容器除熱設備の設置高さは原子炉圧
力容器１より上方となっており、外部動力に依存するこ
となく密度差による自然循環により蒸気および復水が循
環して崩壊熱の除去が行われる。
【０００７】また、原子力発電プラントの第２の例とし
て、図10に示したように、原子炉が隔離された場合に原
子炉圧力容器１内で停止後の崩壊熱により発生した蒸気
を非常用復水器設備用冷却水プール20水中の非常用復水
器設備用熱交換器15に導き、プール水をヒートシンクと
して前記熱交換器15内の伝熱面により蒸気を凝縮するこ
とにより原子炉圧力容器１内の炉心の冷却を行う非常用
復水器を有する原子力発電プラントが知られている。
て、図10に示したように、原子炉が隔離された場合に原
子炉圧力容器１内で停止後の崩壊熱により発生した蒸気
を非常用復水器設備用冷却水プール20水中の非常用復水
器設備用熱交換器15に導き、プール水をヒートシンクと
して前記熱交換器15内の伝熱面により蒸気を凝縮するこ
とにより原子炉圧力容器１内の炉心の冷却を行う非常用
復水器を有する原子力発電プラントが知られている。
【０００８】この原子力発電プラントでは、詳述したよ
うに原子炉圧力容器１が隔離された場合の崩壊熱の格納
容器３外への除去のために非常用復水器が設けられてい
る。この非常用復水器は格納容器３の外部に設置した非
常用復水器冷却水プール20をヒートシンクとした非常用
復水器設備用熱交換器15，格納容器３内の崩壊熱により
発生した蒸気を格納容器除熱設備の非常用復水器設備用
熱交換器15に導くための蒸気供給管16，熱交換器15で冷
却され凝縮した復水を再び原子炉圧力容器１内に戻す非
常用復水器復水戻り管17からなっている。
うに原子炉圧力容器１が隔離された場合の崩壊熱の格納
容器３外への除去のために非常用復水器が設けられてい
る。この非常用復水器は格納容器３の外部に設置した非
常用復水器冷却水プール20をヒートシンクとした非常用
復水器設備用熱交換器15，格納容器３内の崩壊熱により
発生した蒸気を格納容器除熱設備の非常用復水器設備用
熱交換器15に導くための蒸気供給管16，熱交換器15で冷
却され凝縮した復水を再び原子炉圧力容器１内に戻す非
常用復水器復水戻り管17からなっている。
【０００９】つぎに、第２の例の原子力発電プラントに
おける非常用復水器の作用について説明する。原子力発
電プラントに異常な過渡変化が生じると、図示しない主
蒸気隔離弁が閉止し原子炉は隔離されると共にスクラム
するが、崩壊熱による蒸気発生は継続する。原子炉圧力
容器１内で発生した蒸気は蒸気供給管16により非常用復
水器設備用熱交換器15に導かれ、冷却水プール20での除
熱により凝縮し復水となり、復水戻り管17により再び原
子炉圧力容器１内に戻される。
おける非常用復水器の作用について説明する。原子力発
電プラントに異常な過渡変化が生じると、図示しない主
蒸気隔離弁が閉止し原子炉は隔離されると共にスクラム
するが、崩壊熱による蒸気発生は継続する。原子炉圧力
容器１内で発生した蒸気は蒸気供給管16により非常用復
水器設備用熱交換器15に導かれ、冷却水プール20での除
熱により凝縮し復水となり、復水戻り管17により再び原
子炉圧力容器１内に戻される。
【００１０】熱交換器15から伝えられた熱により冷却水
プール20内の水温は上昇し、最終的には沸騰し大気中に
ベントされる。格納容器除熱設備の設置高さは原子炉圧
力容器１より上方となっており、外部動力に依存するこ
となく密度差による自然循環により蒸気および復水が循
環して崩壊熱の除去が行われる。
プール20内の水温は上昇し、最終的には沸騰し大気中に
ベントされる。格納容器除熱設備の設置高さは原子炉圧
力容器１より上方となっており、外部動力に依存するこ
となく密度差による自然循環により蒸気および復水が循
環して崩壊熱の除去が行われる。
【００１１】一方、原子力発電プラントには使用済み燃
料や取替燃料の燃料ラック12を収納する燃料プール８が
原子炉の上方に具備されており、燃料プール冷却系10で
常時冷却されている。燃料プール８の水を補給するため
の燃料プール補給水系11も具備されている。
料や取替燃料の燃料ラック12を収納する燃料プール８が
原子炉の上方に具備されており、燃料プール冷却系10で
常時冷却されている。燃料プール８の水を補給するため
の燃料プール補給水系11も具備されている。
【００１２】また、原子力発電プラントには炉心の燃料
を交換する場合に原子炉の上方に原子炉圧力容器１のヘ
ッド部４や炉内構造物２を水中に保管しておくための機
器ピット９が設けられている。この機器ピットは通常の
運転中には水抜きされて空の状態である。
を交換する場合に原子炉の上方に原子炉圧力容器１のヘ
ッド部４や炉内構造物２を水中に保管しておくための機
器ピット９が設けられている。この機器ピットは通常の
運転中には水抜きされて空の状態である。
【００１３】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、従来の
格納容器除熱設備あるいは非常用復水器では熱交換器５
または15を冷却するための大規模な冷却水プール19また
は20を設ける必要があり、これが原子炉建屋を大型にす
るという課題がある。また、機器ピット９は大型のプー
ルであるが、燃料交換時にしか使用せず、通常運転時に
は使用しないため、原子炉建屋の利用効率が低いという
課題がある。
格納容器除熱設備あるいは非常用復水器では熱交換器５
または15を冷却するための大規模な冷却水プール19また
は20を設ける必要があり、これが原子炉建屋を大型にす
るという課題がある。また、機器ピット９は大型のプー
ルであるが、燃料交換時にしか使用せず、通常運転時に
は使用しないため、原子炉建屋の利用効率が低いという
課題がある。
【００１４】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、燃料交換時にしか使用しない機器ピットを通
常運転時の格納容器除熱設備や非常用復水器の冷却水プ
ールとして利用することにより、大型の冷却水プールを
削除し、原子炉建屋を小型化でき、物量を削減できる原
子力発電プラントを提供することにある。
たもので、燃料交換時にしか使用しない機器ピットを通
常運転時の格納容器除熱設備や非常用復水器の冷却水プ
ールとして利用することにより、大型の冷却水プールを
削除し、原子炉建屋を小型化でき、物量を削減できる原
子力発電プラントを提供することにある。
【００１５】
【課題を解決するための手段】請求項１の発明は、原子
炉圧力容器を格納する格納容器外に燃料プールと機器ピ
ットが設置され、前記燃料プールと機器ピットとを連通
し、前記燃料プール内に格納容器除熱設備用熱交換器を
設置し、この熱交換器入口側と前記格納容器内とを格納
容器除熱設備用蒸気供給管で連結し、かつ前記熱交換器
の出口側と前記原子炉圧力容器とを格納容器除熱設備用
復水戻り管で連結してなることを特徴とする。請求項２
の発明は、前記燃料プール内に設置した格納容器除熱設
備用熱交換器を撤去して前記機器ピット内に置換してな
ることを特徴とする。
炉圧力容器を格納する格納容器外に燃料プールと機器ピ
ットが設置され、前記燃料プールと機器ピットとを連通
し、前記燃料プール内に格納容器除熱設備用熱交換器を
設置し、この熱交換器入口側と前記格納容器内とを格納
容器除熱設備用蒸気供給管で連結し、かつ前記熱交換器
の出口側と前記原子炉圧力容器とを格納容器除熱設備用
復水戻り管で連結してなることを特徴とする。請求項２
の発明は、前記燃料プール内に設置した格納容器除熱設
備用熱交換器を撤去して前記機器ピット内に置換してな
ることを特徴とする。
【００１６】請求項１，２の発明によれば、格納容器除
熱設備用熱交換器を燃料プールと機器ピットのいずれか
に配置するとともに、燃料プールと機器ピットを連通さ
せ大型のヒートシンクとすることにより、冷却水プール
を削除することができる。
熱設備用熱交換器を燃料プールと機器ピットのいずれか
に配置するとともに、燃料プールと機器ピットを連通さ
せ大型のヒートシンクとすることにより、冷却水プール
を削除することができる。
【００１７】請求項３の発明は、前記格納容器除熱設備
用熱交換器は前記燃料プールおよび前記機器プールが設
置されている床面上に移動自在でかつ着脱自在に構成さ
れてなることを特徴とする。
用熱交換器は前記燃料プールおよび前記機器プールが設
置されている床面上に移動自在でかつ着脱自在に構成さ
れてなることを特徴とする。
【００１８】請求項３の発明によれば、燃料プール中ま
たは機器ピット中に配置した格納容器除熱設備用熱交換
器を燃料交換時には取外し床面上に移動させることによ
り、機器ピットを当初の目的どおりに原子炉圧力容器の
ヘッド部や炉内構造物を水中にて保管できる。
たは機器ピット中に配置した格納容器除熱設備用熱交換
器を燃料交換時には取外し床面上に移動させることによ
り、機器ピットを当初の目的どおりに原子炉圧力容器の
ヘッド部や炉内構造物を水中にて保管できる。
【００１９】請求項４の発明は、原子炉圧力容器を格納
する格納容器外に燃料プールと機器が設置され、前記燃
料プールと機器ピットとを連通し、前記燃料プール内に
非常用復水器設備用熱交換器を設置し、この熱交換器の
入口側および出口側をそれぞれ前記原子炉圧力容器に非
常用復水器設備用蒸気供給管および非常用復水器設備用
復水戻り管により連結してなることを特徴とする。請求
項５の発明は、前記燃料プール内に設置した非常用復水
器設備用熱交換器を撤去して前記機器ピット内に置換し
てなることを特徴とする。
する格納容器外に燃料プールと機器が設置され、前記燃
料プールと機器ピットとを連通し、前記燃料プール内に
非常用復水器設備用熱交換器を設置し、この熱交換器の
入口側および出口側をそれぞれ前記原子炉圧力容器に非
常用復水器設備用蒸気供給管および非常用復水器設備用
復水戻り管により連結してなることを特徴とする。請求
項５の発明は、前記燃料プール内に設置した非常用復水
器設備用熱交換器を撤去して前記機器ピット内に置換し
てなることを特徴とする。
【００２０】請求項４，５の発明によれば、非常用復水
器の熱交換器を燃料プールと機器ピットのいずれかに配
置するとともに、燃料プールと機器ピットを連通させ大
型のヒートシンクとすることにより、冷却水プールを削
除することができる。
器の熱交換器を燃料プールと機器ピットのいずれかに配
置するとともに、燃料プールと機器ピットを連通させ大
型のヒートシンクとすることにより、冷却水プールを削
除することができる。
【００２１】請求項６の発明は、前記非常用復水器設備
用熱交換器は前記燃料プールおよび前記機器プールが設
置されている床面上に移動自在でかつ着脱自在に構成さ
れてなることを特徴とする。
用熱交換器は前記燃料プールおよび前記機器プールが設
置されている床面上に移動自在でかつ着脱自在に構成さ
れてなることを特徴とする。
【００２２】請求項６の発明によれば、燃料プール中あ
るいは機器ピット中に配置した非常用復水器の熱交換器
を燃料交換時には取外し床面上に移動させることによ
り、機器ピットを当初の目的どおりに原子炉圧力容器の
ヘッド部や炉内構造物を水中で保管できる。
るいは機器ピット中に配置した非常用復水器の熱交換器
を燃料交換時には取外し床面上に移動させることによ
り、機器ピットを当初の目的どおりに原子炉圧力容器の
ヘッド部や炉内構造物を水中で保管できる。
【００２３】請求項７の発明は、前記燃料プールと前記
機器ピットとを隣接するように配置し、前記連通管の代
りに前記燃料プールと前記ピットとの間にゲートを設
け、このゲートにより前記燃料プールと前記機器ピット
とを連通させてなることを特徴とする。請求項８の発明
は、前記燃料プールと前記機器ピットを前記連通管を設
けることなく一体化してなることを特徴とする。
機器ピットとを隣接するように配置し、前記連通管の代
りに前記燃料プールと前記ピットとの間にゲートを設
け、このゲートにより前記燃料プールと前記機器ピット
とを連通させてなることを特徴とする。請求項８の発明
は、前記燃料プールと前記機器ピットを前記連通管を設
けることなく一体化してなることを特徴とする。
【００２４】請求項９の発明は、前記燃料プール内で発
生する熱を最終ヒートシンクに移送する燃料プール冷却
系を非常用電源に接続してなることを特徴とする。請求
項７および８の発明によれば、燃料プールと機器ピット
を連通させる構造に関するもので、請求項７では連通管
を設けることにより連通させ、請求項８では燃料プール
と機器ピットを隣接配置しゲートを介して連通させ、請
求項９では燃料プールと機器ピットを一体の大きさのプ
ールとして形成することにより連通させ、それぞれの構
造を単純化できる。
生する熱を最終ヒートシンクに移送する燃料プール冷却
系を非常用電源に接続してなることを特徴とする。請求
項７および８の発明によれば、燃料プールと機器ピット
を連通させる構造に関するもので、請求項７では連通管
を設けることにより連通させ、請求項８では燃料プール
と機器ピットを隣接配置しゲートを介して連通させ、請
求項９では燃料プールと機器ピットを一体の大きさのプ
ールとして形成することにより連通させ、それぞれの構
造を単純化できる。
【００２５】請求項10の発明は、前記燃料プール内へ給
水する燃料プール補給水系を非常用電源に接続してなる
ことを特徴とする。請求項10の発明によれば、事象の初
期では熱交換器により伝えられた熱により燃料プール内
の水温が上昇するが、長期的にプール水の過度の上昇を
防ぐために、燃料プール冷却系が設けられているが、外
部電源が喪失した場合にも冷却機能を維持するために非
常用電源に接続する。
水する燃料プール補給水系を非常用電源に接続してなる
ことを特徴とする。請求項10の発明によれば、事象の初
期では熱交換器により伝えられた熱により燃料プール内
の水温が上昇するが、長期的にプール水の過度の上昇を
防ぐために、燃料プール冷却系が設けられているが、外
部電源が喪失した場合にも冷却機能を維持するために非
常用電源に接続する。
【００２６】また、請求項１と４の発明によれば、燃料
プール冷却系が何らかの原因で作動しない場合に備え
て、プール水を供給する燃料プール補給水系を非常用電
源に接続し、プール水温が上昇し続け沸騰してしまうよ
うな事態にも新たな冷却水を供給し、格納容器除熱設備
あるいは非常用復水器の機能を維持できる。
プール冷却系が何らかの原因で作動しない場合に備え
て、プール水を供給する燃料プール補給水系を非常用電
源に接続し、プール水温が上昇し続け沸騰してしまうよ
うな事態にも新たな冷却水を供給し、格納容器除熱設備
あるいは非常用復水器の機能を維持できる。
【００２７】
【発明の実施の形態】図１を参照しながら、本発明に係
る原子力発電プラントの第１の実施の形態を説明する。
図１中、図９および図10と同一部分には同一符号を付し
て重複する部分の説明は省略する。本実施の形態は図１
に示したように格納容器除熱設備用熱交換器５を燃料プ
ール８内に配置するとともに、燃料プール８と機器ピッ
ト９との間に連通管13を設けて、燃料プール８と機器ピ
ット９を連通させたことにある。
る原子力発電プラントの第１の実施の形態を説明する。
図１中、図９および図10と同一部分には同一符号を付し
て重複する部分の説明は省略する。本実施の形態は図１
に示したように格納容器除熱設備用熱交換器５を燃料プ
ール８内に配置するとともに、燃料プール８と機器ピッ
ト９との間に連通管13を設けて、燃料プール８と機器ピ
ット９を連通させたことにある。
【００２８】格納容器３内で配管破断による冷却材喪失
事故が発生すると原子炉はスクラムするが、崩壊熱によ
る蒸気発生は継続する。発生した蒸気は破断口を介して
格納容器３内に放出され蒸気供給管６により格納容器除
熱設備用熱交換器５に導かれ、機器ピット９と連通管13
を介して連通した燃料プール８での除熱により凝縮し復
水となり、復水戻り管７により再び格納容器３内に戻さ
れる。
事故が発生すると原子炉はスクラムするが、崩壊熱によ
る蒸気発生は継続する。発生した蒸気は破断口を介して
格納容器３内に放出され蒸気供給管６により格納容器除
熱設備用熱交換器５に導かれ、機器ピット９と連通管13
を介して連通した燃料プール８での除熱により凝縮し復
水となり、復水戻り管７により再び格納容器３内に戻さ
れる。
【００２９】事故の初期には熱交換器５から伝えられた
熱により燃料プール８内の水温は上昇するが、数時間と
いう十分な時間内に燃料プール冷却系10を運転開始する
ことにより燃料プール８の水温上昇は停止する。燃料プ
ール８と機器ピット９を連通管13で連通させる構成とし
たために、プール水の熱容量が大きくなっている。
熱により燃料プール８内の水温は上昇するが、数時間と
いう十分な時間内に燃料プール冷却系10を運転開始する
ことにより燃料プール８の水温上昇は停止する。燃料プ
ール８と機器ピット９を連通管13で連通させる構成とし
たために、プール水の熱容量が大きくなっている。
【００３０】この初期の水温上昇の速度は従来の格納容
器除熱設備と比較すると穏やかである。初期の段階では
格納容器除熱設備用熱交換器５は原子炉の上方に設置さ
れており、外部動力に依存することなく密度差による自
然循環により蒸気および復水が循環して崩壊熱の除去が
行われる。
器除熱設備と比較すると穏やかである。初期の段階では
格納容器除熱設備用熱交換器５は原子炉の上方に設置さ
れており、外部動力に依存することなく密度差による自
然循環により蒸気および復水が循環して崩壊熱の除去が
行われる。
【００３１】長期的な除熱は燃料プール冷却系10を運転
開始することにより、以降の発生熱は原子力発電プラン
ト外の最終ヒートシンクに移送される。このため、格納
容器は長期間に亘って除熱を継続することが可能であ
る。
開始することにより、以降の発生熱は原子力発電プラン
ト外の最終ヒートシンクに移送される。このため、格納
容器は長期間に亘って除熱を継続することが可能であ
る。
【００３２】また、万が一燃料プール冷却系10の運転開
始に失敗した場合においても、燃料プール補給水系11に
より、燃料プール８に水を補給することでプール水の熱
容量を確保し、長期間に亘って格納容器の除熱を継続す
ることが可能である。
始に失敗した場合においても、燃料プール補給水系11に
より、燃料プール８に水を補給することでプール水の熱
容量を確保し、長期間に亘って格納容器の除熱を継続す
ることが可能である。
【００３３】これらの燃料プール冷却系10および燃料プ
ール補給水系11は共に非常用電源に接続する構成として
いる。このため、外部電源喪失時にも前記の機能を果た
すことが可能であり、長期に亘って格納容器の冷却を維
持することが可能となる。
ール補給水系11は共に非常用電源に接続する構成として
いる。このため、外部電源喪失時にも前記の機能を果た
すことが可能であり、長期に亘って格納容器の冷却を維
持することが可能となる。
【００３４】つぎに、本発明の第１の実施の形態におけ
る燃料交換時の概略を図３により説明する。燃料交換時
には原子炉圧力容器ヘッド４が取り外され、このヘッド
４は機器ピット９に移される。この段階で格納容器３お
よび原子炉圧力容器１は開放されている。格納容器除熱
設備は蒸気供給管６へ蒸気を供給することができず、機
能しない。
る燃料交換時の概略を図３により説明する。燃料交換時
には原子炉圧力容器ヘッド４が取り外され、このヘッド
４は機器ピット９に移される。この段階で格納容器３お
よび原子炉圧力容器１は開放されている。格納容器除熱
設備は蒸気供給管６へ蒸気を供給することができず、機
能しない。
【００３５】この期間には原子炉圧力容器１内の燃料を
燃料プール８内の燃料ラック12に移動させるために、原
子炉圧力容器ヘッド４や炉内構造物２は取り外され、機
器ピット９内に移動させられる。この場合には、格納容
器除熱設備用熱交換器５を取り外し、燃料プールフロア
床14に移動させることにより、機器ピット９を有効に利
用することが可能となる。
燃料プール８内の燃料ラック12に移動させるために、原
子炉圧力容器ヘッド４や炉内構造物２は取り外され、機
器ピット９内に移動させられる。この場合には、格納容
器除熱設備用熱交換器５を取り外し、燃料プールフロア
床14に移動させることにより、機器ピット９を有効に利
用することが可能となる。
【００３６】つぎに図２により本発明に係る原子力発電
プラントの第２の実施の形態を説明する。図２中、図１
と同一部分には同一符号を付して重複する部分の説明は
省略する。
プラントの第２の実施の形態を説明する。図２中、図１
と同一部分には同一符号を付して重複する部分の説明は
省略する。
【００３７】本実施の形態が第１の実施の形態と異なる
点は、格納容器除熱設備用熱交換器５を機器ピット９内
に配置したことにある。その他の部分は第１の実施の形
態と同様である。燃料プール８と機器ピット９を連通管
13で連通させる構成は第１の実施の形態と同様である。
点は、格納容器除熱設備用熱交換器５を機器ピット９内
に配置したことにある。その他の部分は第１の実施の形
態と同様である。燃料プール８と機器ピット９を連通管
13で連通させる構成は第１の実施の形態と同様である。
【００３８】本実施の形態の作用は第１の実施の形態と
同様であるので、その説明は省略する。また、本実施の
形態の燃料交換時の説明図は図示してないが、第１の実
施の形態と同様の作用，効果を与えることは明らかであ
る。
同様であるので、その説明は省略する。また、本実施の
形態の燃料交換時の説明図は図示してないが、第１の実
施の形態と同様の作用，効果を与えることは明らかであ
る。
【００３９】つぎに図４により本発明に係る原子力発電
プラントの第３の実施の形態を説明する。本実施の形態
が第１の実施の形態と異なる点は、非常用復水器設備用
熱交換器15を燃料プール８内に配置するとともに、燃料
プール８と機器ピット９を連通管13で連通させたことに
ある。
プラントの第３の実施の形態を説明する。本実施の形態
が第１の実施の形態と異なる点は、非常用復水器設備用
熱交換器15を燃料プール８内に配置するとともに、燃料
プール８と機器ピット９を連通管13で連通させたことに
ある。
【００４０】原子炉圧力容器１が隔離されると原子炉は
スクラムするが、崩壊熱による蒸気発生は継続する。発
生した蒸気は原子炉圧力容器１に設けられた蒸気供給管
16により非常用復水器設備用熱交換器15に導かれ、機器
ピット９と連通管13を介して連通した燃料プール８での
除熱により凝縮し復水となり、復水戻り管17により再び
原子炉圧力容器１内に戻される。
スクラムするが、崩壊熱による蒸気発生は継続する。発
生した蒸気は原子炉圧力容器１に設けられた蒸気供給管
16により非常用復水器設備用熱交換器15に導かれ、機器
ピット９と連通管13を介して連通した燃料プール８での
除熱により凝縮し復水となり、復水戻り管17により再び
原子炉圧力容器１内に戻される。
【００４１】事故の初期には熱交換器15より伝えられた
熱により燃料プール８内の水温は上昇するが、数時間と
いう十分な時間内に燃料プール冷却系10を運転開始する
ことにより、燃料プール８の水温上昇は停止する。燃料
プール８と機器ピット９を連通管13で連通させる構成と
したために、プール水の熱容量が大きくなっており、こ
の初期の水温上昇の速度は従来の非常用復水器と比較す
ると穏やかである。
熱により燃料プール８内の水温は上昇するが、数時間と
いう十分な時間内に燃料プール冷却系10を運転開始する
ことにより、燃料プール８の水温上昇は停止する。燃料
プール８と機器ピット９を連通管13で連通させる構成と
したために、プール水の熱容量が大きくなっており、こ
の初期の水温上昇の速度は従来の非常用復水器と比較す
ると穏やかである。
【００４２】初期の段階では非常用復水器設備用熱交換
器15は原子炉の上方に設置されており、外部動力に依存
することなく密度差による自然循環により蒸気および復
水が循環して崩壊熱の除去が行われる。
器15は原子炉の上方に設置されており、外部動力に依存
することなく密度差による自然循環により蒸気および復
水が循環して崩壊熱の除去が行われる。
【００４３】長期的な除熱は燃料プール冷却系10を運転
開始することにより、以降の発生熱は原子力発電プラン
ト外の最終ヒートシンクに移送される。このため、格納
容器は長期間に亘って除熱を継続することが可能であ
る。
開始することにより、以降の発生熱は原子力発電プラン
ト外の最終ヒートシンクに移送される。このため、格納
容器は長期間に亘って除熱を継続することが可能であ
る。
【００４４】また、万が一燃料プール冷却系10の運転開
始に失敗した場合においても、燃料プール補給水系11に
より、燃料プール８に水を補給することでプール水の熱
容量を確保し、長期間に亘って原子炉圧力容器１の除熱
を継続することができる。
始に失敗した場合においても、燃料プール補給水系11に
より、燃料プール８に水を補給することでプール水の熱
容量を確保し、長期間に亘って原子炉圧力容器１の除熱
を継続することができる。
【００４５】これらの燃料プール冷却系10および燃料プ
ール補給水系11は共に非常用電源に接続する構成として
いる。このため、外部電源喪失時にも前記の機能を果た
すことが可能であり、長期に亘って原子炉圧力容器１の
冷却を維持することが可能となる。
ール補給水系11は共に非常用電源に接続する構成として
いる。このため、外部電源喪失時にも前記の機能を果た
すことが可能であり、長期に亘って原子炉圧力容器１の
冷却を維持することが可能となる。
【００４６】つぎに、図６により本発明の第３の実施の
形態における燃料交換時の概略を説明する。燃料交換時
には図６に示したように炉内構造物２と原子炉圧力容器
ヘッド４を機器ピット９へ移動し、格納容器３および原
子炉圧力容器１は開放されている。非常用復水器は蒸気
供給管16へ蒸気を供給することができず、機能しない。
形態における燃料交換時の概略を説明する。燃料交換時
には図６に示したように炉内構造物２と原子炉圧力容器
ヘッド４を機器ピット９へ移動し、格納容器３および原
子炉圧力容器１は開放されている。非常用復水器は蒸気
供給管16へ蒸気を供給することができず、機能しない。
【００４７】この期間には原子炉圧力容器１内の燃料を
燃料プール８内の燃料ラック12に移動し、原子炉圧力容
器ヘッド４および炉内構造物２を機器ピット９内に移動
させる場合には、非常用復水器設備用熱交換器15を取り
外し、燃料プールフロア床14に移動させることにより、
機器ピット９を有効に利用することが可能となる。
燃料プール８内の燃料ラック12に移動し、原子炉圧力容
器ヘッド４および炉内構造物２を機器ピット９内に移動
させる場合には、非常用復水器設備用熱交換器15を取り
外し、燃料プールフロア床14に移動させることにより、
機器ピット９を有効に利用することが可能となる。
【００４８】つぎに図５により本発明の第４の実施の形
態を説明する。本実施の形態が第１の実施の形態と異な
る点は、非常用復水器設備用熱交換器15を機器ピット９
内に配置する構成としている。燃料プール８と機器ピッ
ト９を連通管13で連通させる構成は第３の実施の形態と
同様である。
態を説明する。本実施の形態が第１の実施の形態と異な
る点は、非常用復水器設備用熱交換器15を機器ピット９
内に配置する構成としている。燃料プール８と機器ピッ
ト９を連通管13で連通させる構成は第３の実施の形態と
同様である。
【００４９】本実施の形態の作用効果は第３の実施の形
態と同様であるので、それらの説明は省略する。また、
本実施の形態の燃料交換時の説明図は図示しないが、第
４の実施の形態と同様の作用，効果を与えることは明ら
かである。
態と同様であるので、それらの説明は省略する。また、
本実施の形態の燃料交換時の説明図は図示しないが、第
４の実施の形態と同様の作用，効果を与えることは明ら
かである。
【００５０】つぎに図７により本発明の第５の実施の形
態を説明する。本実施の形態は第１から第４の実施の形
態に対して、燃料プール８と機器ピット９を隣接して配
置し、その燃料プール８と機器ピット９との間にゲート
18を設けて両者を連通させてなることにある。本実施の
形態の作用および効果は第１から第４の実施の形態と同
様であることのほかに、原子炉建屋の小型化および物量
の削減を図ることができる。
態を説明する。本実施の形態は第１から第４の実施の形
態に対して、燃料プール８と機器ピット９を隣接して配
置し、その燃料プール８と機器ピット９との間にゲート
18を設けて両者を連通させてなることにある。本実施の
形態の作用および効果は第１から第４の実施の形態と同
様であることのほかに、原子炉建屋の小型化および物量
の削減を図ることができる。
【００５１】つぎに図８により本発明の第６の実施の形
態を説明する。本実施の形態は第１から第４の実施の形
態に対して、燃料プール８と機器ピット９を一体とした
大型燃料プール21を構成したことにある。
態を説明する。本実施の形態は第１から第４の実施の形
態に対して、燃料プール８と機器ピット９を一体とした
大型燃料プール21を構成したことにある。
【００５２】本実施の形態の作用および効果は第１から
第５の実施の形態と同じであることのほかに、ゲート18
を設ける必要もなく、原子炉建屋の一層の小型化および
物量をより少なく削減することができる。
第５の実施の形態と同じであることのほかに、ゲート18
を設ける必要もなく、原子炉建屋の一層の小型化および
物量をより少なく削減することができる。
【００５３】以上説明した本実施の形態による原子力発
電プラントでは、格納容器除熱設備と非常用復水器を同
時に具備するように原子力発電プラントを構成しても良
いことは明らかである。
電プラントでは、格納容器除熱設備と非常用復水器を同
時に具備するように原子力発電プラントを構成しても良
いことは明らかである。
【００５４】
【発明の効果】本発明によれば、燃料交換時にしか使用
しない機器ピットを通常運転時の格納容器除熱設備また
は非常用復水器設備の冷却水プールとして利用すること
ができるため、従来の大型冷却水プールを削除すること
ができるため、原子炉建屋の小型化および物量を削減す
ることができる。よって、経済的に優れた原子力発電プ
ラントを得ることができる。
しない機器ピットを通常運転時の格納容器除熱設備また
は非常用復水器設備の冷却水プールとして利用すること
ができるため、従来の大型冷却水プールを削除すること
ができるため、原子炉建屋の小型化および物量を削減す
ることができる。よって、経済的に優れた原子力発電プ
ラントを得ることができる。
【図１】本発明に係る原子力発電プラントの第１の実施
の形態を一部縦断面で概略的に示す立面図。
の形態を一部縦断面で概略的に示す立面図。
【図２】本発明に係る原子力発電プラントの第２の実施
の形態を一部縦断面で概略的に示す立面図。
の形態を一部縦断面で概略的に示す立面図。
【図３】本発明の第１または第２の実施の形態に係る燃
料交換時の状態を概略的に示す立面図。
料交換時の状態を概略的に示す立面図。
【図４】本発明に係る原子力発電プラントの第３の実施
の形態を一部縦断面で概略的に示す立面図。
の形態を一部縦断面で概略的に示す立面図。
【図５】本発明に係る原子力発電プラントの第４の実施
の形態を一部縦断面で概略的に示す立面図。
の形態を一部縦断面で概略的に示す立面図。
【図６】本発明に係る原子力発電プラントの第３の実施
の形態の燃料交換時の状態を概略的に示す立面図。
の形態の燃料交換時の状態を概略的に示す立面図。
【図７】本発明に係る原子力発電プラントの第５の実施
の形態を一部横断面で概略的に示す上面図。
の形態を一部横断面で概略的に示す上面図。
【図８】本発明に係る原子力発電プラントの第６の実施
の形態を一部横断面で概略的に示す上面図。
の形態を一部横断面で概略的に示す上面図。
【図９】従来の原子力発電プラントの第１の例を一部縦
断面で概略的に示す立面図。
断面で概略的に示す立面図。
【図１０】従来の原子力発電プラントの第２の例を一部
縦断面で概略的に示す立面図。
縦断面で概略的に示す立面図。
１…原子炉圧力容器、２…炉内構造物、３…格納容器、
４…原子炉圧力容器ヘッド、５…格納容器除熱設備用熱
交換器、６…格納容器除熱設備用蒸気供給管、７…格納
容器除熱設備用復水戻り管、８…燃料プール、９…機器
ピット、10…燃料プール冷却系、11…燃料プール補給水
系、12…燃料ラック、13…連通管、14…燃料プールフロ
ア床、15…非常用復水器設備用熱交換器、16…非常用復
水器設備用蒸気供給管、17…非常用復水器設備用復水戻
り管、18…ゲート、19…格納容器除熱設備用冷却水プー
ル、20…非常用復水器設備用冷却水プール、21…大型燃
料プール。
４…原子炉圧力容器ヘッド、５…格納容器除熱設備用熱
交換器、６…格納容器除熱設備用蒸気供給管、７…格納
容器除熱設備用復水戻り管、８…燃料プール、９…機器
ピット、10…燃料プール冷却系、11…燃料プール補給水
系、12…燃料ラック、13…連通管、14…燃料プールフロ
ア床、15…非常用復水器設備用熱交換器、16…非常用復
水器設備用蒸気供給管、17…非常用復水器設備用復水戻
り管、18…ゲート、19…格納容器除熱設備用冷却水プー
ル、20…非常用復水器設備用冷却水プール、21…大型燃
料プール。
Claims (10)
- 【請求項１】 原子炉圧力容器を格納する格納容器外に
燃料プールと機器ピットが設置され、前記燃料プールと
機器ピットとを連通し、前記燃料プール内に格納容器除
熱設備用熱交換器を設置し、この熱交換器入口側と前記
格納容器内とを格納容器除熱設備用蒸気供給管で連結
し、かつ前記熱交換器の出口側と前記原子炉圧力容器と
を格納容器除熱設備用復水戻り管で連結してなることを
特徴とする原子力発電プラント。 - 【請求項２】 前記燃料プール内に設置した格納容器除
熱設備用熱交換器を撤去して前記機器ピット内に置換し
てなることを特徴とする請求項１記載の原子力発電プラ
ント。 - 【請求項３】 前記格納容器除熱設備用熱交換器は前記
燃料プールおよび前記機器プールが設置されている床面
上に移動自在でかつ着脱自在に構成されてなることを特
徴とする請求項１記載の原子力発電プラント。 - 【請求項４】 原子炉圧力容器を格納する格納容器外に
燃料プールと機器が設置され、前記燃料プールと機器ピ
ットとを連通し、前記燃料プール内に非常用復水器設備
用熱交換器を設置し、この熱交換器の入口側および出口
側をそれぞれ前記原子炉圧力容器に非常用復水器設備用
蒸気供給管および非常用復水器設備用復水戻り管により
連結してなることを特徴とする原子力発電プラント。 - 【請求項５】 前記燃料プール内に設置した非常用復水
器設備用熱交換器を撤去して前記機器ピット内に置換し
てなることを特徴とする請求項４記載の原子力発電プラ
ント。 - 【請求項６】 前記非常用復水器設備用熱交換器は前記
燃料プールおよび前記機器プールが設置されている床面
上に移動自在でかつ着脱自在に構成されてなることを特
徴とする請求項４記載の原子力発電プラント。 - 【請求項７】 前記燃料プールと前記機器ピットとを隣
接するように配置し、前記連通管の代りに前記燃料プー
ルと前記ピットとの間にゲートを設け、このゲートによ
り前記燃料プールと前記機器ピットとを連通させてなる
ことを特徴とする請求項１ないし６記載の原子力発電プ
ラント。 - 【請求項８】 前記燃料プールと前記機器ピットを前記
連通管を設けることなく一体化してなることを特徴とす
る請求項１および４記載の原子力発電プラント。 - 【請求項９】 前記燃料プール内で発生する熱を最終ヒ
ートシンクに移送する燃料プール冷却系を非常用電源に
接続してなることを特徴とする請求項７ないし８記載の
原子力発電プラント。 - 【請求項１０】 前記燃料プール内へ給水する燃料プー
ル補給水系を非常用電源に接続してなることを特徴とす
る請求項７ないし８記載の原子力発電プラント。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP10352388A JP2000180582A (ja) | 1998-12-11 | 1998-12-11 | 原子力発電プラント |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP10352388A JP2000180582A (ja) | 1998-12-11 | 1998-12-11 | 原子力発電プラント |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2000180582A true JP2000180582A (ja) | 2000-06-30 |
Family
ID=18423744
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP10352388A Pending JP2000180582A (ja) | 1998-12-11 | 1998-12-11 | 原子力発電プラント |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2000180582A (ja) |
Cited By (12)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
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| JP2009300251A (ja) * | 2008-06-13 | 2009-12-24 | Toshihisa Shirakawa | Ｂｗｒの燃料プール（７） |
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-
1998
- 1998-12-11 JP JP10352388A patent/JP2000180582A/ja active Pending
Cited By (16)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
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| CN102163469A (zh) * | 2011-02-14 | 2011-08-24 | 中国核电工程有限公司 | 一种核电站非能动专设安全*** |
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| EP2680272A3 (en) * | 2012-06-29 | 2016-06-01 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Nuclear power plant and passive containment cooling system |
| US9697914B2 (en) | 2012-06-29 | 2017-07-04 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Nuclear power plant and passive containment cooling system |
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| JP2015203565A (ja) * | 2014-04-10 | 2015-11-16 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 静的原子炉格納容器冷却系および原子力発電プラント |
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| WO2022002355A1 (en) | 2020-06-29 | 2022-01-06 | Framatome Gmbh | Nuclear power plant |
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