JP2001091684A - 燃料プール冷却設備 - Google Patents

燃料プール冷却設備

Info

Publication number
JP2001091684A
JP2001091684A JP26494799A JP26494799A JP2001091684A JP 2001091684 A JP2001091684 A JP 2001091684A JP 26494799 A JP26494799 A JP 26494799A JP 26494799 A JP26494799 A JP 26494799A JP 2001091684 A JP2001091684 A JP 2001091684A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
cooling
fuel pool
cooling water
heat exchanger
pump
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
JP26494799A
Other languages
English (en)
Inventor
Yuji Yamamoto
雄司 山本
Takahisa Kondo
隆久 近藤
Fumihiko Ishibashi
文彦 石橋
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP26494799A priority Critical patent/JP2001091684A/ja
Publication of JP2001091684A publication Critical patent/JP2001091684A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【課題】定期検査の短縮、長期運転サイクル等、設計ベ
ースを超えた状態に対応して燃料プールの冷却能力を強
化する。 【解決手段】使用済燃料プール２の燃料プール冷却浄化
系熱交換器６の二次側原子炉補機冷却水配管23，原子炉
補機冷却水戻り配管24に冷却水供給配管19と冷却水戻り
配管20の一端を接続し、冷却水供給配管19と冷却水戻り
配管20の他端をタービン補機冷却水供給配管21と戻り配
管22に接続する。これにより使用済燃料プールで発生す
る熱を燃料プール冷却浄化系熱交換器６を通して原子炉
補機冷却系以外の冷却水供給配管19と冷却水戻り配管20
で除去する。

Description

【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、沸騰水型原子力プ
ラントにおいて使用済燃料から発生する崩壊熱を除去す
るための燃料プール冷却設備に関する。
【０００２】
【従来の技術】沸騰水型原子力プラントに設置されてい
る燃料プール冷却設備の従来例を図14を参照しながら説
明する。図14中、符号１は原子炉ウェルで、原子炉ウェ
ル１に隣接してプールゲート17を介して燃料プール２が
設置されている。プラント通常運転中は、燃料プール２
内に貯蔵された使用済燃料から発生する崩壊熱は、燃料
プール２内のプール水、つまり冷却水により奪い、加熱
された冷却水をスキマサージタンク３から燃料プール冷
却浄化系ポンプ（以下、ＦＰＣポンプと記す）４を通し
て燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩装置（以下、ＦＰＣ−
Ｆ／Ｄと記す）５に流入して浄化した後、燃料プール冷
却浄化系熱交換器（以下、ＦＰＣ熱交換器と記す）６に
より冷却（除熱）し、冷却水を戻り配管を通して再び燃
料プール２内に戻している。
【０００３】ここで、ＦＰＣ熱交換器６からの除熱系は
原子炉補機冷却系ポンプ（以下、ＲＣＷポンプと記す）
８から流入する冷却水の循環により、原子炉補機冷却系
熱交換器（以下、ＲＣＷ熱交換器と記す）９で行われ
る。そして、ＲＣＷ熱交換器９には常用海水ポンプ７に
より海水が流通してＦＰＣ熱交換器６側の熱を奪い、最
終的に海に放出して除熱される。
【０００４】また、プラント定期検査（以下、定検と記
す）中は燃料交換の際、プールゲート17を開き、原子炉
圧力容器18，原子炉ウェル１及び燃料プール２間に存在
する使用済燃料及び使用中の燃料を燃料プール冷却浄化
系及び残留熱除去系により冷却している。
【０００５】冷却方法については、燃料プール冷却浄化
系はプラント通常運転中と同様の方法で行い、残留熱除
去系は原子炉圧力容器18から残留熱除去系ポンプ（以
下、ＲＨＲポンプと記す）13を通して残留熱除去系熱交
換器（以下、ＲＨＲ熱交換器と記す）12に流入して冷却
した後、再び原子炉圧力容器18内に戻している。ここ
で、ＲＨＲ熱交換器12からの除熱系は残留熱除去系海水
系ポンプ（以下、ＲＨＲＳポンプと記す）11による冷却
系であり、最終的に海に放出して除熱される。
【０００６】なお、原子炉圧力容器18内の燃料を全て燃
料プール２へ移動させるような定検のケースでは、残留
熱除去系もスキマサージタンク３から取水し、冷却の
後、燃料プール２へ戻すこともできるようになってい
る。
【０００７】常用海水ポンプ７はタービン補機冷却系熱
交換器（以下、ＴＣＷ熱交換器と記す）14の二次側供給
配管、つまり海水が流通する側の配管に接続し、ＴＣＷ
熱交換器14の一次側、つまり二次側と熱交換する側はタ
ービン補機冷却系ポンプ（以下、ＴＣＷポンプと記す）
15を経由してタービン補機冷却系の負荷（以下、ＴＣＷ
の負荷と記す）16に接続し、ＴＣＷの負荷16の戻り熱は
ＴＣＷ熱交換器14の二次側配管を経由して海に放出され
る。
【０００８】
【発明が解決しようとする課題】現時点の運用として、
燃料プール２の冷却に関しては特に問題は発生していな
いが、定検短縮及び発電所の長期運転サイクル、又はプ
ルサーマル計画としてのＭＯＸ燃料の導入が挙げられた
場合、これらはいずれも燃料プール冷却の観点からは設
計条件を超えた厳しい方向となっている。
【０００９】具体的には、定検短縮は燃料交換後の燃料
プール２と原子炉ウェル１の間のプールゲート17の閉鎖
時期が早くなることにより、燃料プール冷却設備単独で
燃料プール２を冷却しなければならない時期が早い時期
となる一方、崩壊熱は照射後の冷却期間が短いほど大き
いことから、除熱しなければならない崩壊熱が増える方
向となる。
【００１０】又、長期運転サイクルは１回当たりの取出
し燃料本数が増え、崩壊熱は燃料プール２内で冷却され
ている使用済燃料よりも原子炉圧力容器18から取出し直
後の使用済燃料の方が大きいことから、燃料プール冷却
設備で除熱しなければならない崩壊熱が増える方向とな
る。
【００１１】さらに、ＭＯＸ燃料はウラン燃料よりも単
位体数当たりの崩壊熱が増える方向となる。出力増加に
ついても、炉心熱出力の増加に応じて取出し後の使用済
燃料についての崩壊熱が増加するため、燃料プール冷却
設備で除熱しなければならない熱負荷が増える方向とな
る。
【００１２】本発明は、上記課題を解決するためになさ
れたもので、定検短縮又は長期運転サイクル等で燃料プ
ールの熱負荷が燃料プール冷却浄化系の能力が上回った
場合でも、前記除熱負荷の増加に対応でき、燃料プール
内の使用済燃料から放出される崩壊熱を容易に除去する
ことができる燃料プール冷却設備を提供することを目的
とする。
【００１３】
【課題を解決するための手段】請求項１の発明は、燃料
プールに接続する燃料プール冷却浄化系熱交換器と、こ
の燃料プール冷却浄化系熱交換器の二次側冷却水配管に
接続する原子炉補機冷却系と、前記二次側冷却水配管に
分岐して接続する前記原子炉補機冷却系以外の冷却水配
管とを具備したことを特徴とする。
【００１４】請求項２の発明は、前記原子炉補機冷却系
以外の冷却水配管は海水を冷却源とするタービン補機冷
却水系からなることを特徴とする。請求項３の発明は、
前記原子炉補機冷却系以外の冷却水配管は、タービン補
機冷却水系を冷却源とする冷水系からなることを特徴と
する。
【００１５】請求項４の発明は、前記原子炉補機冷却系
以外の冷却水配管は、原子炉補機冷却系を冷却源とする
冷水系からなることを特徴とする。請求項５の発明は、
前記原子炉補機冷却系以外の冷却水配管は、大気を冷却
源とする空気冷却器による冷却水系からなることを特徴
とする。
【００１６】請求項６の発明は、前記原子炉補機冷却系
以外の冷却水配管は、大気を冷却源とする冷水系からな
ることを特徴とする。請求項７の発明は、前記原子炉補
機冷却系以外の冷却水配管は、海水系からなることを特
徴とする。
【００１７】請求項８の発明は、前記原子炉補機冷却系
以外の冷却水配管は、残留熱除去海水系からなることを
特徴とする。請求項９の発明は、使用済燃料プールの燃
料プール冷却として従来の燃料プール冷却浄化系とは他
の冷却設備を設置してなり、前記他の冷却設備はタービ
ン補機冷却水系、原子炉補機冷却系、残留熱除去海水
系、冷水系、又は大気を冷却源とする空気冷却器による
冷却水系から選択された少なくとも１つの系統からなる
ことを特徴とする。請求項10の発明は、前記燃料プール
冷却浄化系ろ過脱塩装置の出入口側にバイパス配管を切
替え弁を介して接続してなることを特徴とする。
【００１８】請求項１から８に対応する発明は、定検短
縮等で現状の燃料プール冷却浄化系の冷却能力以上の熱
負荷を除熱しなければならない場合に、従来設置のＦＰ
Ｃ熱交換器を用いて、従来設置の除熱パスとは別の除熱
パスにより、原子炉補機冷却水温度より低い冷却水を供
給することにより、燃料プールの冷却能力を向上するこ
とができる。
【００１９】請求項２から７に対応する発明において、
除熱パスとして順にタービン補機冷却系、タービン補機
冷却系を冷却源とする冷水系、原子炉補機冷却系を冷却
源とする冷水系、大気冷却の空気冷却器、空気冷却器を
冷却源とする冷水系、海水系、残留熱除去海水系による
課題解決を図ることができる。
【００２０】請求項９に対応する発明は、定検短縮等で
従来の燃料プール冷却浄化系の冷却能力以上の熱負荷を
除熱しなければならない場合に、従来のＦＰＣ系とは別
に設置した冷却系によっても燃料プールの冷却を可能と
することができる。又、従来のＦＰＣ系と相俟って燃料
プールの冷却を可能とすることもできる。
【００２１】請求項９に対応する除熱パスとして、順に
タービン補機冷却系、原子炉補機冷却系、残留熱除去海
水系、冷水系、大気冷却の空気冷却器による課題解決を
図ることができる。
【００２２】請求項10に対応する発明は、本来地震等で
ろ過脱塩装置が使用できないような事象時においても、
継続して冷却可能とするために設置しているろ過脱塩装
置バイパス配管を、定検短縮等で従来設置されている燃
料プール冷却浄化系の冷却能力以上の熱負荷を除熱しな
ければならない場合に運用することにより、ＦＰＣ系の
冷却能力を向上させ、結果的に他の請求項に記載の設備
と相俟って燃料プールの冷却能力を向上させることがで
きる。
【００２３】
【発明の実施の形態】（第１の実施の形態）図１により
請求項１及び２の発明に対応する燃料プール冷却設備の
第１の実施の形態を説明する。
【００２４】図１中、図14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。本実施の形態が従
来例と異なる点は、ＴＣＷポンプ15によるタービン補機
冷却水供給配管21と原子炉補機冷却水供給配管23とを接
続する冷却水供給配管19と、原子炉補機冷却水戻り配管
24とタービン補機冷却水戻り配管22とを接続する冷却水
戻り配管20を設置するとともに、冷却水供給配管19と冷
却水戻り配管20にそれぞれ切替え弁25を設けたことにあ
る。
【００２５】次に第１の実施の形態の作用を説明する。
通常運転中は燃料プール２の冷却はＦＰＣポンプ４によ
り循環する燃料プール水をＦＰＣ熱交換器６を通してＲ
ＣＷポンプ８により循環する原子炉補機冷却水をＲＣＷ
熱交換器９を通して常用海水ポンプ７により海水冷却を
行う。
【００２６】定検短縮及び運転サイクルの長期化等で、
定検中に設計上考慮していないような燃料プール２内で
の熱負荷が発生した場合は切替え弁25によりＦＰＣ熱交
換器６への冷却水の切替えを行うことで、燃料プール２
の冷却はＦＰＣポンプ４により循環する燃料プール水を
ＦＰＣ熱交換器６を通してＴＣＷポンプ15により循環す
るタービン補機冷却水をＴＣＷ熱交換器14を通して常用
海水ポンプ７により海水冷却を行い、除熱能力の向上に
より燃料プールの冷却を行うことができる。
【００２７】本実施の形態によれば、設計ベースを超え
た状況、すなわち、定検短縮及び発電所の長期運転サイ
クル或いはプルサーマル計画としてのＭＯＸ燃料の導入
に対しても、燃料プールの冷却を問題なく行うことがで
きる。
【００２８】（第２の実施の形態）図２により請求項３
の発明に対応する燃料プール冷却設備の第２の実施の形
態を説明する。
【００２９】本実施の形態はＴＣＷポンプ15によるター
ビン補機冷却水供給配管21に冷凍機26の一次側入口を接
続し、冷凍機26の一次側出口をタービン補機冷却水戻り
配管22に接続する。冷凍機26の二次側に冷却水供給配管
19と冷却水戻り配管20を接続する。冷却水戻り配管20に
冷水ポンプ27を接続する。冷却水供給配管19の出口側を
原子炉補機冷却水供給配管23に切替え弁25を介して接続
する。冷却水戻り配管20の入口側をＦＰＣ熱交換器６に
切替え弁25を介して接続する。
【００３０】次に作用を説明する。通常運転中は燃料プ
ール２の冷却はＦＰＣポンプ４により循環する燃料プー
ル水をＦＰＣ熱交換器６を通してＲＣＷポンプ８により
循環する原子炉補機冷却水をＲＣＷ熱交換器９を通して
常用海水ポンプ７により海水冷却を行う。
【００３１】定検短縮及び運転サイクルの長期化等で、
定検中に設計上考慮していないような燃料プール２内で
の熱負荷が発生した場合は、切替え弁25によりＦＰＣ熱
交換器６への冷却水の切替えを行うことで燃料プール２
の冷却はＦＰＣポンプ４により循環する燃料プール水を
ＦＰＣ熱交換器６を通して冷水ポンプ27により循環する
冷水を冷凍機26を通してタービン補機冷却系を経て常用
海水ポンプ７により海水冷却を行い、除熱能力の向上に
より燃料プールの冷却を行うことができる。
【００３２】本実施の形態によれば、設計ベースを超え
た状況、つまり、定検短縮及び発電所の長期運転サイク
ル或いはプルサーマル計画としてのＭＯＸ燃料の導入に
対しても、燃料プールの冷却を問題なく行うことができ
る。
【００３３】（第３の実施の形態）図３により請求項４
の発明に対応する燃料プール冷却設備の第３の実施の形
態を説明する。
【００３４】本実施の形態はＲＣＷポンプ８による原子
炉補機冷却水供給配管23に冷凍機26の一次側入口に接続
し、冷凍機の一次側出口を原子炉補機冷却水戻り配管24
に接続する。冷凍機26の二次側に冷却水供給配管19と冷
却水戻り配管20を接続する。冷却水戻り配管20に冷水ポ
ンプ27を接続する。
【００３５】冷水ポンプ27による原子炉補機冷却水供給
配管23に接続する冷却水供給配管19，原子炉補機冷却水
戻り配管24から分岐した冷水ポンプ27に接続する冷却水
戻り配管20，又切替え弁25により構成される。
【００３６】次に作用を説明する。通常運転中は燃料プ
ール２の冷却はＦＰＣポンプ４により循環する燃料プー
ル水をＦＰＣ熱交換器６を通してＲＣＷポンプ８により
循環する原子炉補機冷却水をＲＣＷ熱交換器９を通して
常用海水ポンプ７により海水冷却を行う。
【００３７】定検短縮及び運転サイクルの長期化等で、
定検中に設計上考慮していないような燃料プール２内で
の熱負荷が発生した場合は、切替え弁25によりＦＰＣ熱
交換器６への冷却水の切替えを行うことで燃料プール２
の冷却はＦＰＣポンプ４により循環する燃料プール水を
ＦＰＣ熱交換器６を通して冷水ポンプ27により循環する
冷水を冷凍機26を通して原子炉補機冷却系を経て常用海
水ポンプ７により海水冷却を行い、除熱能力の向上によ
り燃料プールの冷却を行うことができる。
【００３８】本実施の形態によれば、設計ベースを超え
た状況、すなわち、定検短縮及び発電所の長期運転サイ
クル或いはプルサーマル計画としてのＭＯＸ燃料の導入
に対しても、燃料プールの冷却を問題なく行うことがで
きる。
【００３９】（第４の実施の形態）図４により請求項５
の発明に対応する燃料プール冷却設備の第４の実施の形
態を説明する。
【００４０】本実施の形態はＦＰＣ熱交換器６の二次側
冷却水配管として接続した原子炉補機冷却水供給配管23
と、同じく戻り配管24に分岐して冷却水供給配管19と冷
却水戻り配管20を接続し、前記冷却水供給配管19に第１
のポンプ28を接続し、第１のポンプ28と冷却水戻り配管
20を空気冷却器29に接続し、各配管に切替え弁25を設け
たことにある。
【００４１】次に作用を説明する。通常運転中は燃料プ
ール２の冷却はＦＰＣポンプ４により循環する燃料プー
ル水をＦＰＣ熱交換器６を通してＲＣＷポンプ８により
循環する原子炉補機冷却水をＲＣＷ熱交換器９を通して
常用海水ポンプ７により海水冷却を行う。
【００４２】定検短縮及び運転サイクルの長期化等で、
定検中に設計上考慮していないような燃料プール２内で
の熱負荷が発生した場合は、切替え弁25によりＦＰＣ熱
交換器６への冷却水の切替えを行うことで、燃料プール
２の冷却はポンプ28により循環する循環水を空気冷却器
29を通して大気冷却を行い、除熱能力の向上により燃料
プールの冷却を行うことができる。
【００４３】本実施の形態によれば、設計ベースを超え
た状況、すなわち、定検短縮及び発電所の長期運転サイ
クル或いはプルサーマル計画としてのＭＯＸ燃料の導入
に対しても、燃料プールの冷却を問題なく行うことがで
きる。
【００４４】（第５の実施の形態）図５により請求項６
の発明に対応する燃料プール冷却設備の第５の実施の形
態を説明する。
【００４５】本実施の形態はＦＰＣ熱交換器６の二次側
冷却水配管として接続した原子炉補機冷却水供給配管23
と、同じく戻り配管24に分岐して冷却水供給配管19と冷
却水戻り配管20を接続し、この冷却水戻り配管20に冷水
ポンプ27を接続し、冷水ポンプ27と冷却水供給配管19を
冷凍機26に接続し、冷凍機26に空気冷却設備30を接続
し、各配管に切替え弁25を設けたことにある。
【００４６】次に作用を説明する。通常運転中は燃料プ
ール２の冷却はＦＰＣポンプ４により循環する燃料プー
ル水をＦＰＣ熱交換器６を通してＲＣＷポンプ８により
循環する原子炉補機冷却水をＲＣＷ熱交換器９を通して
常用海水ポンプ７により海水冷却を行う。
【００４７】定検短縮及び運転サイクルの長期化等で、
定検中に設計上考慮していないような燃料プール２内で
の熱負荷が発生した場合は、切替え弁25によりＦＰＣ熱
交換器６への冷却水の切替えを行うことで、燃料プール
２の冷却はＦＰＣ熱交換器６を通して冷水ポンプ27によ
り循環する冷水を冷凍機26を通して冷却し、冷凍機26は
空気冷却設備30により大気冷却を行い、除熱能力の向上
により燃料プール２の冷却を行うことができる。
【００４８】本実施の形態によれば、設計ベースを超え
た状況、すなわち、定検短縮及び発電所の長期運転サイ
クル或いはプルサーマル計画としてのＭＯＸ燃料の導入
に対しても、燃料プールの冷却を問題なく行うことがで
きる。
【００４９】（第６の実施の形態）図６により請求項７
の発明に対応する燃料プール冷却設備の第６の実施の形
態を説明する。
【００５０】本実施の形態はＦＰＣ熱交換器６の二次側
冷却水配管として接続した原子炉補機冷却水供給配管23
と、同じく戻り配管24に分岐して冷却水供給配管19と冷
却水戻り配管20を接続し、冷却水供給配管19を海水ポン
プ31に接続し、冷却水戻り配管20を放水路38に接続し、
各配管に切替え弁25を設けたことにある。
【００５１】次に作用を説明する。通常運転中は燃料プ
ール２の冷却はＦＰＣポンプ４により循環する燃料プー
ル水をＦＰＣ熱交換器６を通してＲＣＷポンプ８により
循環する原子炉補機冷却水をＲＣＷ熱交換器９を通して
常用海水ポンプ７により海水冷却を行う。
【００５２】定検短縮及び運転サイクルの長期化等で、
定検中に設計上考慮していないような燃料プール２内で
の熱負荷が発生した場合は、切替え弁25によりＦＰＣ熱
交換器６への冷却水の切替えを行うことで、燃料プール
２の冷却はＦＰＣポンプ４により循環する燃料プール水
をＦＰＣ熱交換器６を通して海水ポンプ31により海水冷
却され、除熱能力の向上により燃料プール２の冷却を行
うことができる。冷却水戻り配管20からの冷却水は放水
路38に放出される。
【００５３】本実施の形態によれば、設計ベースを超え
た状況、すなわち、定検短縮及び発電所の長期運転サイ
クル或いはプルサーマル計画としてのＭＯＸ燃料の導入
に対しても、燃料プールの冷却を問題なく行うことがで
きる。
【００５４】（第７の実施の形態）図７により請求項８
の発明に対応する燃料プール冷却設備の第７の実施の形
態を説明する。
【００５５】本実施の形態は、図６に示した第６の実施
の形態において、冷却水供給配管19に接続した海水ポン
プ31の代りに残留熱除去海水系ポンプ11を設けたことに
ある。その他の部分は第６の実施の形態と同様である。
【００５６】次に作用を説明する。通常運転中は燃料プ
ール２の冷却はＦＰＣポンプ４により循環する燃料プー
ル水をＦＰＣ熱交換器６を通してＲＣＷポンプ８により
循環する原子炉補機冷却水をＲＣＷ熱交換器９を通して
常用海水ポンプ７により海水冷却を行う。
【００５７】定検短縮及び運転サイクルの長期化等で、
定検中に設計上考慮していないような燃料プール２内で
の熱負荷が発生した場合は、切替え弁25によりＦＰＣ熱
交換器６への冷却水の切替えを行うことで、燃料プール
２の冷却はＦＰＣポンプ４により循環する燃料プール水
をＦＰＣ熱交換器６を通して残留熱除去海水系ポンプ11
により海水冷却され、除熱能力の向上により燃料プール
２の冷却を行うことができる。
【００５８】本実施の形態によれば、設計ベースを超え
た状況、すなわち、定検短縮及び発電所の長期運転サイ
クル或いはプルサーマル計画としてのＭＯＸ燃料の導入
に対しても、燃料プールの冷却を問題なく行うことがで
きる。
【００５９】（第８の実施の形態）図８により請求項９
の発明に対応する燃料プール冷却設備の第８の実施の形
態を説明する。
【００６０】本実施の形態はスキマサージタンク３とＦ
ＰＣポンプ４を接続する配管に分岐して燃料プール水供
給配管33を弁35を介して接続し、燃料プール２に弁35を
介して燃料プール水戻り配管34を接続し、燃料プール水
供給配管33に第１のポンプ28を接続し、第１のポンプ28
と燃料プール水戻り配管34を熱交換器32の一次側に接続
し、熱交換器32の二次側に冷却水供給配管19と冷却水戻
り配管20を接続し、冷却水供給配管19をタービン補機冷
却水供給配管21に接続し、冷却水戻り配管20をタービン
補機冷却水戻り配管22に接続したことにある。
【００６１】次に作用を説明する。通常運転中は燃料プ
ール２の冷却はＦＰＣポンプ４により循環する燃料プー
ル水をＦＰＣ熱交換器６を通してＲＣＷポンプ８により
循環する原子炉補機冷却水をＲＣＷ熱交換器９を通して
常用海水ポンプ７により海水冷却を行う。
【００６２】定検短縮及び運転サイクルの長期化等で、
定検中に設計上考慮していないような燃料プール２内で
の熱負荷が発生した場合は、弁35により従来のＦＰＣ系
に加えてタービン補機冷却系によっても燃料プール２内
の除熱を熱交換器32，ＴＣＷ熱交換器14を経て海水冷却
を行い、トータルでの除熱能力の向上により燃料プール
の冷却を行うことができる。
【００６３】本実施の形態によれば、設計ベースを超え
た状況、すなわち、定検短縮及び発電所の長期運転サイ
クル或いはプルサーマル計画としてのＭＯＸ燃料の導入
に対しても、燃料プールの冷却を問題なく行うことがで
きる。
【００６４】（第９の実施の形態）図９により請求項９
の発明に対応する燃料プール冷却設備の第９の実施の形
態を説明する。
【００６５】本実施の形態は図８に示した第８の実施の
形態において、熱交換器32に接続した冷却水供給配管19
の他端を原子炉補機冷却水供給配管23に接続するととも
に、熱交換器32に接続した冷却戻り配管20の他端を原子
炉補機冷却水戻り配管24に接続したことにある。その他
の部分は第８の実施の形態と同様であるので、その他の
説明は省略する。
【００６６】次に作用を説明する。通常運転中は燃料プ
ール２の冷却はＦＰＣポンプ４により循環する燃料プー
ル水をＦＰＣ熱交換器６を通してＲＣＷポンプ８により
循環する原子炉補機冷却水をＲＣＷ熱交換器９を通して
常用海水ポンプ７により海水冷却を行う。
【００６７】定検短縮及び運転サイクルの長期化等で、
定検中に設計上考慮していないような燃料プール２内で
の熱負荷が発生した場合は、弁35により従来のＦＰＣ系
に加えて新たに設置した熱交換器32を介して原子炉補機
冷却系による燃料プール２内の除熱を熱交換器32，ＲＣ
Ｗ熱交換器９を経て海水冷却を行い、トータルでの除熱
能力の向上により燃料プールの冷却を行うことができ
る。
【００６８】本実施の形態によれば、設計ベースを超え
た状況、すなわち、定検短縮及び発電所の長期運転サイ
クル或いはプルサーマル計画としてのＭＯＸ燃料の導入
に対しても、燃料プールの冷却を問題なく行うことがで
きる。
【００６９】（第10の実施の形態）図10により請求項９
の発明に対応する燃料プール冷却設備の第10の実施の形
態を説明する。
【００７０】本実施の形態は、図８に示した第８の実施
の形態において、熱交換器32に接続した冷却水供給配管
19の他端を残留熱除去海水系ポンプ11に接続するととも
に、熱交換器32に接続した冷却水戻り配管20の他端を放
水路38に接続したことにある。その他の部分は第８の実
施の形態と同様なので、重複する部分の説明は省略す
る。
【００７１】次に作用を説明する。通常運転中は燃料プ
ール２の冷却はＦＰＣポンプ４により循環する燃料プー
ル水をＦＰＣ熱交換器６を通してＲＣＷポンプ８により
循環する原子炉補機冷却水をＲＣＷ熱交換器９を通して
常用海水ポンプ７により海水冷却を行う。
【００７２】定検短縮及び運転サイクルの長期化等で、
定検中に設計上考慮していないような燃料プール２内で
の熱負荷が発生した場合は、弁35により従来のＦＰＣ系
に加えて新たに設置した熱交換器32を通して残留熱除去
海水系による燃料プール２内の除熱を熱交換器32を経て
海水冷却を行い、トータルでの除熱能力の向上により燃
料プールの冷却を行うことができる。
【００７３】本実施の形態によれば、設計ベースを超え
た状況、すなわち、定検短縮及び発電所の長期運転サイ
クル或いはプルサーマル計画としてのＭＯＸ燃料の導入
に対しても、燃料プールの冷却を問題なく行うことがで
きる。
【００７４】（第11の実施の形態）図11により請求項９
の発明に対応する燃料プール冷却設備の第11の実施の形
態を説明する。
【００７５】本実施の形態は図８に示した第８の実施の
形態において、熱交換器32に接続した冷却水供給配管19
の他端を冷水ポンプ27の吐出側に接続し、冷水ポンプ27
の吸込側を冷凍機26の出力側に接続し、熱交換器32に接
続した冷却水戻り配管20の他端を冷凍機26の入力側に接
続したことにある。その他の部分は第８の実施の形態と
同様なので、重複する部分の説明は省略する。
【００７６】次に作用を説明する。通常運転中は燃料プ
ール２の冷却はＦＰＣポンプ４により循環する燃料プー
ル水をＦＰＣ熱交換器６を通してＲＣＷポンプ８により
循環する原子炉補機冷却水をＲＣＷ熱交換器９を通して
常用海水ポンプ７により海水冷却を行う。
【００７７】定検短縮及び運転サイクルの長期化等で。
定検中に設計上考慮していないような燃料プール２内で
の熱負荷が発生した場合は、弁35により従来のＦＰＣ系
に加えて新たに設置した熱交換器32を通して冷水系によ
る燃料プール２内の除熱を熱交換器32を用いて行う。熱
交換器32には冷凍機26から冷水ポンプ27に供給される冷
水により冷却される。この冷水系の冷却は原子炉補機冷
却系又はタービン補機冷却系、空気冷却器等により行わ
れ、トータルでの除熱能力の向上により燃料プールの冷
却を行うことができる。
【００７８】本実施の形態によれば、設計ベースを超え
た状況、すなわち、定検短縮及び発電所の長期運転サイ
クル或いはプルサーマル計画としてのＭＯＸ燃料の導入
に対しても、燃料プールの冷却を問題なく行うことがで
きる。
【００７９】（第12の実施の形態）図12により請求項９
の発明に対応する燃料プール冷却設備の第12の実施の形
態を説明する。
【００８０】本実施の形態は図８に示した第８の実施の
形態において、熱交換器32に接続した冷却水供給配管19
の他端を第２のポンプ36の吐出側に接続し、第２のポン
プ36の吸込側を空気冷却器29の出力側に接続し、熱交換
器32に接続した冷却水戻り配管20の他端を空気冷却器29
の入力側に接続したことにある。その他の部分は第８の
実施の形態と同様なので、重複する部分の説明は省略す
る。
【００８１】次に作用を説明する。通常運転中は燃料プ
ール２の冷却はＦＰＣポンプ４により循環する燃料プー
ル水をＦＰＣ熱交換器６を通してＲＣＷポンプ８により
循環する原子炉補機冷却水をＲＣＷ熱交換器９を通して
常用海水ポンプ７により海水冷却を行う。
【００８２】定検短縮及び運転サイクルの長期化等で、
定検中に設計上考慮していないような燃料プール２内で
の熱負荷が発生した場合は、弁35により従来のＦＰＣ系
に加えて新たに設置する熱交換器32を通して空気冷却器
29による燃料プール２内の除熱を熱交換器32を用いて行
う。この空気冷却器29の冷却は大気により行われ、トー
タルでの除熱能力の向上により燃料プールの冷却を行う
ことができる。
【００８３】本実施の形態によれば、設計ベースを超え
た状況、すなわち、定検短縮及び発電所の長期運転サイ
クル或いはプルサーマル計画としてのＭＯＸ燃料の導入
に対しても、燃料プールの冷却を問題なく行うことがで
きる。
【００８４】（第13の実施の形態）図13により請求項10
の発明に対応する燃料プール冷却設備の第13の実施の形
態を説明する。
【００８５】本実施の形態は図14における従来例におい
て、図13に示すようにＦＰＣ−Ｆ／Ｄ５の入口側及び出
口側配管にバイパス配管37を設け、このバイパス配管37
と入口側配管にそれぞれ切替え弁25を設けたことにあ
る。その他の部分は図14と同様なので、重複する部分の
説明は省略する。
【００８６】次に作用を説明する。通常運転中は燃料プ
ール２の冷却はＦＰＣポンプ４により循環する燃料プー
ル水をＦＰＣ熱交換器６を通してＲＣＷポンプ８により
循環する原子炉補機冷却水をＲＣＷ熱交換器９を通して
常用海水ポンプ７により海水冷却を行う。
【００８７】定検短縮及び運転サイクルの長期化等で、
定検中に設計上考慮していないような燃料プール２内で
の熱負荷が発生した場合は、弁25により従来のＦＰＣ系
では地震等の非常時のみ、或いはウェル排水時のみ運用
していたろ過脱塩装置バイパス配管37を用い、ＦＰＣ−
Ｆ／Ｄ５による浄化を一時停止或いは流量を制限するこ
とにより、燃料プール冷却系内の系統抵抗を低減させる
ことにより系統流量を増加させ、結果的にＦＰＣ熱交換
器６の冷却水流量を増加させることで、既設のＦＰＣ熱
交換器６の冷却能力を向上させる。
【００８８】本実施の形態によれば、設計ベースを超え
た状況、すなわち、定検短縮及び発電所の長期運転サイ
クル或いはプルサーマル計画としてのＭＯＸ燃料の導入
に対して、状況により本実施の形態のみ、或いは他の実
施の形態との組合わせで燃料プールの冷却を問題なく行
うことができる。
【００８９】第１の実施の形態において、冷却源とし
て、非常用ディーゼル発電設備海水ポンプ、タービン補
機冷却海水ポンプ、原子炉補機冷却海水ポンプを用いて
も同様の効果が得られる。また、第９の実施の形態に関
する部分での冷却系として、常用海水ポンプ或いは非常
用ディーゼル発電設備海水ポンプ、タービン補機冷却海
水ポンプ、原子炉補機冷却海水ポンプを用いても同様の
効果が得られる。また、第１の実施の形態において、２
基設置されているＦＰＣ熱交換器の１基の冷却源を原子
炉補機冷却系のままとして、他方を冷凍機或いはタービ
ン補機冷却系で冷却することも同様の効果が得られる。
【００９０】
【発明の効果】本発明によれば、設計ベースを超えた状
態、すなわち定検短縮及び発電所の長期運転サイクル、
又はプルサーマル計画としてのＭＯＸ燃料の導入、さら
には出力増加に対応して燃料プールの冷却を問題なく行
うことができる燃料プール冷却設備を提供することがで
きる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係る燃料プール冷却設備の第１の実施
の形態を示す配管系統図。
【図２】本発明に係る燃料プール冷却設備の第２の実施
の形態を示す配管系統図。
【図３】本発明に係る燃料プール冷却設備の第３の実施
の形態を示す配管系統図。
【図４】本発明に係る燃料プール冷却設備の第４の実施
の形態を示す配管系統図。
【図５】本発明に係る燃料プール冷却設備の第５の実施
の形態を示す配管系統図。
【図６】本発明に係る燃料プール冷却設備の第６の実施
の形態を示す配管系統図。
【図７】本発明に係る燃料プール冷却設備の第７の実施
の形態を示す配管系統図。
【図８】本発明に係る燃料プール冷却設備の第８の実施
の形態を示す配管系統図。
【図９】本発明に係る燃料プール冷却設備の第９の実施
の形態を示す配管系統図。
【図１０】本発明に係る燃料プール冷却設備の第10の実
施の形態を示す配管系統図。
【図１１】本発明に係る燃料プール冷却設備の第11の実
施の形態を示す配管系統図。
【図１２】本発明に係る燃料プール冷却設備の第12の実
施の形態を示す配管系統図。
【図１３】本発明に係る燃料プール冷却設備の第13の実
施の形態を示す配管系統図。
【図１４】従来の燃料プール冷却設備を示す配管系統
図。
【符号の説明】 １…原子炉ウェル、２…燃料プール、３…スキマサージ
タンク、４…燃料プール冷却浄化ポンプ（ＦＰＣポン
プ）、５…燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩装置（ＦＰＣ
−Ｆ／Ｄ）、６…燃料プール冷却浄化系熱交換器（ＦＰ
Ｃ熱交換器）、７…常用海水ポンプ（ＳＷポンプ）、８
…原子炉補機冷却系ポンプ（ＲＣＷポンプ）、９…原子
炉補機冷却系熱交換器（ＲＣＷ熱交換器）、10…他の熱
負荷、11…残留熱除去海水系ポンプ（ＲＨＲＳポン
プ）、12…残留熱除去系熱交換器（ＲＨＲ熱交換器）、
13…残留熱除去系ポンプ（ＲＨＲポンプ）、14…タービ
ン補機冷却系熱交換器（ＴＣＷ熱交換器）、15…タービ
ン補機冷却系ポンプ（ＴＣＷポンプ）、16…タービン補
機冷却系の負荷（ＴＣＷの負荷）、17…プールゲート、
18…原子炉圧力容器（ＲＰＶ）、19…冷却水供給配管、
20…冷却水戻り配管、21…タービン補機冷却水供給配
管、22…タービン補機冷却水戻り配管、23…原子炉補機
冷却水供給配管、24…原子炉補機冷却水戻り配管、25…
切替え弁、26…冷凍機、27…冷水ポンプ、28…第１のポ
ンプ、29…空気冷却器、30…空気冷却設備、31…海水ポ
ンプ、32…熱交換器、33…燃料プール水供給配管、34…
燃料プール水戻り配管、35…弁、36…第２のポンプ、37
…ろ過脱塩装置バイパス配管、38…放水路。

Claims (10)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】 燃料プールに接続する燃料プール冷却浄
    化系熱交換器と、この燃料プール冷却浄化系熱交換器の
    二次側冷却水配管に接続する原子炉補機冷却系と、前記
    二次側冷却水配管に分岐して接続する前記原子炉補機冷
    却系以外の冷却水配管とを具備したことを特徴とする燃
    料プール冷却設備。
  2. 【請求項２】 前記原子炉補機冷却系以外の冷却水配管
    は海水を冷却源とするタービン補機冷却水系からなるこ
    とを特徴とする請求項１記載の燃料プール冷却設備。
  3. 【請求項３】 前記原子炉補機冷却系以外の冷却水配管
    は、タービン補機冷却水系を冷却源とする冷水系からな
    ることを特徴とする請求項１記載の燃料プール冷却設
    備。
  4. 【請求項４】 前記原子炉補機冷却系以外の冷却水配管
    は、原子炉補機冷却系を冷却源とする冷水系からなるこ
    とを特徴とする請求項１記載の燃料プール冷却設備。
  5. 【請求項５】 前記原子炉補機冷却系以外の冷却水配管
    は、大気を冷却源とする空気冷却器による冷却水系から
    なることを特徴とする請求項１記載の燃料プール冷却設
    備。
  6. 【請求項６】 前記原子炉補機冷却系以外の冷却水配管
    は、大気を冷却源とする冷水系からなることを特徴とす
    る請求項１記載の燃料プール冷却設備。
  7. 【請求項７】 前記原子炉補機冷却系以外の冷却水配管
    は、海水系からなることを特徴とする燃料プール冷却設
    備。
  8. 【請求項８】 前記原子炉補機冷却系以外の冷却水配管
    は、残留熱除去海水系からなることを特徴とする請求項
    １記載の燃料プール冷却設備。
  9. 【請求項９】 使用済燃料プールの燃料プール冷却とし
    て従来の燃料プール冷却浄化系とは他の冷却設備を設置
    してなり、前記他の冷却設備はタービン補機冷却水系、
    原子炉補機冷却系、残留熱除去海水系、冷水系、又は大
    気を冷却源とする空気冷却器による冷却水系から選択さ
    れた少なくとも１つの系統からなることを特徴とする燃
    料プール冷却設備。
  10. 【請求項１０】 前記燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩装
    置の出入口側にバイパス配管を切替え弁を介して接続し
    てなることを特徴とする請求項１ないし９記載の燃料プ
    ール冷却設備。
JP26494799A 1999-09-20 1999-09-20 燃料プール冷却設備 Pending JP2001091684A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP26494799A JP2001091684A (ja) 1999-09-20 1999-09-20 燃料プール冷却設備

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP26494799A JP2001091684A (ja) 1999-09-20 1999-09-20 燃料プール冷却設備

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JP2001091684A true JP2001091684A (ja) 2001-04-06

Family

ID=17410413

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP26494799A Pending JP2001091684A (ja) 1999-09-20 1999-09-20 燃料プール冷却設備

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP2001091684A (ja)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2008203023A (ja) * 2007-02-19 2008-09-04 Toshiba Corp 原子力プラントの冷却系
JP2011158148A (ja) * 2010-01-29 2011-08-18 Chugoku Electric Power Co Inc:The 発電設備の運転方法
JP2012149967A (ja) * 2011-01-18 2012-08-09 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子力発電プラントの１／２次系冷却水システム及び原子力発電プラント
EP2954533A4 (en) * 2013-02-06 2016-09-07 Westinghouse Electric Corp COOLING SYSTEMS AND METHOD FOR PASSIVE ALTERNATIVE BASIN FOR USED FUELS

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2008203023A (ja) * 2007-02-19 2008-09-04 Toshiba Corp 原子力プラントの冷却系
JP4653763B2 (ja) * 2007-02-19 2011-03-16 株式会社東芝 原子力プラントの冷却系
JP2011158148A (ja) * 2010-01-29 2011-08-18 Chugoku Electric Power Co Inc:The 発電設備の運転方法
JP2012149967A (ja) * 2011-01-18 2012-08-09 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子力発電プラントの１／２次系冷却水システム及び原子力発電プラント
EP2954533A4 (en) * 2013-02-06 2016-09-07 Westinghouse Electric Corp COOLING SYSTEMS AND METHOD FOR PASSIVE ALTERNATIVE BASIN FOR USED FUELS
US9646726B2 (en) 2013-02-06 2017-05-09 Westinghouse Electric Company Llc Alternate passive spent fuel pool cooling systems and methods
US10236086B2 (en) 2013-02-06 2019-03-19 Westinghouse Electric Company Llc Alternate passive spent fuel pool cooling systems and methods

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP2008185572A (ja) 原子炉等代替冷却設備
CA2066828A1 (en) Passive indirect shutdown cooling system for nuclear reactors
JP4653763B2 (ja) 原子力プラントの冷却系
US5271051A (en) Combined cooling and purification system for nuclear reactor spent fuel pit, refueling cavity, and refueling water storage tank
US4666662A (en) Steam generator recirculating system for a pressurized water nuclear reactor
KR19980069816A (ko) 원자력발전소를 위한 드레인시스템
JPS6323519B2 (ja)
JP2012207917A (ja) 冷却装置
JP2001091684A (ja) 燃料プール冷却設備
JP2008232880A (ja) 燃料プール冷却設備及び燃料プール冷却方法
JP2001074874A (ja) 原子炉等冷却設備
RU2102800C1 (ru) Энергетическая установка
JPH1090468A (ja) 非常用炉心冷却装置
KR100448876B1 (ko) 원자력발전소의 비상급수 시스템
JP5513846B2 (ja) 原子力発電プラントおよびその運転方法
JPH029720B2 (ja)
JP2003149380A (ja) プール水浄化設備
JPH0640147B2 (ja) 使用済燃料プ−ル浄化冷却設備
JPH0259699A (ja) 原子炉機器冷却設備の運転方法
JP2001188094A (ja) 原子炉等冷却設備
JPS58201094A (ja) 原子炉冷却材浄化系
JP2011164077A (ja) 原子炉のプール水の排水設備、並びに、原子炉ウェルおよびドライヤセパレータプールの水抜き方法
JPH04136794A (ja) 原子力発電所の冷却設備
JPS60178394A (ja) 原子炉の冷却材浄化システム
JPH0679073B2 (ja) 原子炉冷却材浄化系