JP2013224889A - 高圧炉心注水システム - Google Patents
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Abstract
【課題】原子炉建屋の地下階が水没しても原子炉隔離時冷却系の機能喪失を免れることができる高圧炉心注水システムを提供する。
【解決手段】高圧炉心注水システム50は、復水貯蔵タンク56又はサプレッションプール55に保持されている水を原子炉圧力容器51の内部に圧送する第1圧送部10と、機器貯蔵プール57に保持されている水を原子炉圧力容器51の内部に圧送する第2圧送部20と、を備えている。
【選択図】 図1
【解決手段】高圧炉心注水システム50は、復水貯蔵タンク56又はサプレッションプール55に保持されている水を原子炉圧力容器51の内部に圧送する第1圧送部10と、機器貯蔵プール57に保持されている水を原子炉圧力容器51の内部に圧送する第2圧送部20と、を備えている。
【選択図】 図1
Description
本発明は、原子炉圧力容器の内部に水を圧送する高圧炉心注水システムに関する。
原子力プラントにおいて、全交流電源喪失(SBO;Station Blackout)が発生した場合に作動する高圧炉心注水システムとして、原子炉蒸気により駆動する原子炉隔離時冷却系(RCIC;Reactor Core Isolation Cooling System)が設けられている。
この原子炉隔離時冷却系は、復水貯蔵タンクまたはサプレッションプールを水源とし、原子炉蒸気により駆動するタービン・ポンプにより昇圧された水が原子炉圧力容器に注水される。
この原子炉隔離時冷却系は、復水貯蔵タンクまたはサプレッションプールを水源とし、原子炉蒸気により駆動するタービン・ポンプにより昇圧された水が原子炉圧力容器に注水される。
また、原子炉建屋最上階には、定期検査時に蒸気乾燥器及び気水分離器を仮置きする場合にのみ水を保持させる機器貯蔵プール(DSピット)が設けられている。
一方において、このDSピットに水を常時保持させることにより、非常用炉心冷却系の水源の多様性を図る技術が開示されている(例えば、特許文献1参照)。
一方において、このDSピットに水を常時保持させることにより、非常用炉心冷却系の水源の多様性を図る技術が開示されている(例えば、特許文献1参照)。
ところで、原子炉隔離時冷却系のタービン・ポンプは、サプレッションプールを水源にしているために、キャビテーション防止のために原子炉建屋の地下階に設置されている。
このために、津波による原子炉建屋内の浸水によりタービン・ポンプが水没すると、原子炉隔離時冷却系が機能喪失するリスクがある。
このために、津波による原子炉建屋内の浸水によりタービン・ポンプが水没すると、原子炉隔離時冷却系が機能喪失するリスクがある。
このように原子炉隔離時冷却系が機能喪失した場合は、原子炉圧力容器に高圧注水することが不可能になる。この場合、自動減圧系(ADS;Automatic Depressurization System)で原子炉圧力容器を減圧し、復水補給水系(MUWC; Make Up Water Condensate)により注水する。
しかし、原子炉隔離時冷却系が機能喪失してから、代替電源を確保し、自動減圧系で原子炉圧力容器を減圧し復水補給水系が注水を開始するまでの時間は炉心への注水ができないため、原子炉隔離時冷却系の機能が維持されたほうが好ましいのは言うまでもない。
しかし、原子炉隔離時冷却系が機能喪失してから、代替電源を確保し、自動減圧系で原子炉圧力容器を減圧し復水補給水系が注水を開始するまでの時間は炉心への注水ができないため、原子炉隔離時冷却系の機能が維持されたほうが好ましいのは言うまでもない。
本発明はこのような事情を考慮してなされたもので、原子炉建屋の地下階が水没し既存の原子炉隔離時冷却系の機能喪失した場合にも、高圧注水機能喪失を免れることができる高圧炉心注水システムを提供することを目的とする。
高圧炉心注水システムにおいて、復水貯蔵タンク又はサプレッションプールに保持されている水を原子炉圧力容器の内部に圧送する第1圧送部と、機器貯蔵プールに保持されている水を原子炉圧力容器の内部に圧送する第2圧送部と、を備えることを特徴とする。
本発明により、原子炉建屋の地下階が水没し既存の原子炉隔離時冷却系の機能喪失した場合にも、高圧注水機能を維持し得る高圧炉心注水システムが提供される。
(第1実施形態)
以下、本発明の実施形態を添付図面に基づいて説明する。
図1に示すように第1実施形態の高圧炉心注水システム50は、復水貯蔵タンク56又はサプレッションプール55に保持されている水を原子炉圧力容器51の内部に圧送する第1圧送部10と、機器貯蔵プール57に保持されている水を原子炉圧力容器51の内部に圧送する第2圧送部20と、を備えている。
以下、本発明の実施形態を添付図面に基づいて説明する。
図1に示すように第1実施形態の高圧炉心注水システム50は、復水貯蔵タンク56又はサプレッションプール55に保持されている水を原子炉圧力容器51の内部に圧送する第1圧送部10と、機器貯蔵プール57に保持されている水を原子炉圧力容器51の内部に圧送する第2圧送部20と、を備えている。
沸騰水型軽水炉では、原子炉圧力容器51の内部に設けられる炉心(図示略)に装填された核燃料の核***に伴う発熱により、炉水が加熱されて蒸気を発生する。
そして、発生した蒸気は、原子炉圧力容器51の内部に設けられている気水分離器(図示略)及び蒸気乾燥器(図示略)等を経て、複数の主蒸気配管52によりタービン(図示略)に導かれる。
そして、発生した蒸気は、原子炉圧力容器51の内部に設けられている気水分離器(図示略)及び蒸気乾燥器(図示略)等を経て、複数の主蒸気配管52によりタービン(図示略)に導かれる。
タービン(図示略)に導かれた蒸気の熱エネルギーは、回転運動エネルギーに変換されたのちに電気エネルギーに変換される。
そして、このタービン(図示略)で仕事をして膨張した蒸気は、復水器(図示略)で冷却され凝縮して復水する。この復水は、給水配管53を経由して原子炉圧力容器51に戻されて、再び炉水として加熱され、前記したプロセスを繰り返し、連続的な発電が行われる。
そして、このタービン(図示略)で仕事をして膨張した蒸気は、復水器(図示略)で冷却され凝縮して復水する。この復水は、給水配管53を経由して原子炉圧力容器51に戻されて、再び炉水として加熱され、前記したプロセスを繰り返し、連続的な発電が行われる。
この原子炉圧力容器51は、密閉構造の原子炉格納容器54の内部に格納されている。
そして、事故により原子炉圧力容器51の損傷や配管破断などの事態が生じても、漏洩した炉水や蒸気を原子炉格納容器54に閉じ込めて、放射性物質の外部放出を防止する。
そして、事故により原子炉圧力容器51の損傷や配管破断などの事態が生じても、漏洩した炉水や蒸気を原子炉格納容器54に閉じ込めて、放射性物質の外部放出を防止する。
サプレッションプール55は、原子炉格納容器54の底部においてプール水を保持している。そして、原子炉事故が発生した場合、原子炉圧力容器51の内部蒸気を、主蒸気配管52に設けられた逃がし安全弁(図示略)を経由してプール水に導き冷却・凝縮し、原子炉格納容器54の内部圧力の上昇を抑制する機能を果たす。
復水貯蔵タンク56は、原子力プラントの運転に必要な水を、それぞれの要求に応じた量、水質に従って供給するものである。主な供給先および用途としては、グランド蒸気発生器への給水、復水器への補給、各種ポンプのシール水等が挙げられる。
機器貯蔵プール57は、原子炉格納容器54の上部に設けられ、定常運転時に原子炉圧力容器51の内部に設けられている蒸気乾燥器及び気水分離器を、定期検査時に取り外して仮置きする場所である。従来において機器貯蔵プール57は、定期検査時にのみ水を保持させていたが、各実施形態において機器貯蔵プール57は、第2圧送部20の水源として作用するために水を常時保持させることになる。
使用済燃料貯蔵プール58は、原子炉格納容器54の上部に設けられ、原子炉から排出される使用済み核燃料を、燃料集合体(図示略)を単位に、放射線及び崩壊熱が減衰するまで一定期間冷却するものである。そして、この使用済燃料貯蔵プール58には、プール冷却浄化系が設けられ、崩壊熱により昇温されるプール水を冷却するとともに、このプール水を浄化する設備(FPC:Fuel Pool Cooling and Filtering System)が設けられている。
第1圧送部10は、復水貯蔵タンク56又はサプレッションプール55及び給水配管53を連通する第1連通路12と、高圧蒸気により駆動して第1連通路12に水を圧送させる第1ポンプ11と、を有している。
このように構成される第1圧送部10は、全交流電源が喪失した場合であっても、復水貯蔵タンク56又はサプレッションプール55を水源として、原子炉圧力容器51に高圧注水する。
このように構成される第1圧送部10は、全交流電源が喪失した場合であっても、復水貯蔵タンク56又はサプレッションプール55を水源として、原子炉圧力容器51に高圧注水する。
第1ポンプ11は、主蒸気配管52から配管13を経て供給される高圧蒸気により駆動し、第1連通路12の内部の水を圧送させる。そして、この第1ポンプ11で仕事をした蒸気は配管14を経由してサプレッションプール55に導かれ凝縮して水に戻る。
第1連通路12は、弁15,16の切替動作により復水貯蔵タンク56又はサプレッションプール55の少なくとも一方を水源とし、給水配管53に連通している。そして、第1ポンプ11により圧送された水は、給水配管53を経由して高圧になっている原子炉圧力容器51の内部に注入される。
第2圧送部20は、機器貯蔵プール57及び給水配管53を連通する第2連通路22と、高圧蒸気により駆動して第2連通路22に水を圧送させる第2ポンプ21と、を有している。
このように構成される第2圧送部20は、全交流電源が喪失した場合であっても、機器貯蔵プール57を水源として、原子炉圧力容器51に高圧注水する。
このように構成される第2圧送部20は、全交流電源が喪失した場合であっても、機器貯蔵プール57を水源として、原子炉圧力容器51に高圧注水する。
第2ポンプ21は、主蒸気配管52から配管23を経て供給される高圧蒸気により駆動し、第2連通路22の内部の水を圧送させる。そして、この第2ポンプ21で仕事をした蒸気は配管24を経由してサプレッションプール55に導かれ凝縮して水に戻る。
なお、仕事をした蒸気は、この終端の接続先がサプレッションプール55に導かれて凝縮すれば、配管14などに接続するなど、経路は特に限定されない。
なお、仕事をした蒸気は、この終端の接続先がサプレッションプール55に導かれて凝縮すれば、配管14などに接続するなど、経路は特に限定されない。
第2連通路22は、弁25の切替動作を伴って機器貯蔵プール57を水源とし、給水配管53に連通している。そして、第2ポンプ21により圧送された水は、給水配管53を経由して高圧に維持されている原子炉圧力容器51の内部に注入される。
なお、各実施形態において第1連通路12及び第2連通路22の終端は、給水配管53に接続されているが、この終端の接続先は、原子炉圧力容器51の内部に連通するものであれば特に限定はない。
また第1ポンプ11及び第2ポンプ21のそれぞれは、電気的に駆動することができる電動機(図示略)をさらに設けた構成をとることもできる。これにより、交流電源が回復した場合に、速やかに電動機を利用した炉心注水が可能になる。
また第1ポンプ11及び第2ポンプ21のそれぞれは、電気的に駆動することができる電動機(図示略)をさらに設けた構成をとることもできる。これにより、交流電源が回復した場合に、速やかに電動機を利用した炉心注水が可能になる。
各実施形態において、既存の原子炉隔離時冷却系(RCIC)(第1圧送部10に相当)が、津波等による浸水等に伴い機能喪失したとする。
このような場合であっても、水源を機器貯蔵プール57とした第2圧送部20は、第1圧送部10よりも高い位置に設置することができるため、浸水の影響により機能喪失することなく原子炉圧力容器51への高圧注水を継続することができる。
このように、第2圧送部20は、第1圧送部10のバックアップとして作用するとともに、原子炉隔離時冷却系(RCIC)の水源の多様化にも貢献する。
このような場合であっても、水源を機器貯蔵プール57とした第2圧送部20は、第1圧送部10よりも高い位置に設置することができるため、浸水の影響により機能喪失することなく原子炉圧力容器51への高圧注水を継続することができる。
このように、第2圧送部20は、第1圧送部10のバックアップとして作用するとともに、原子炉隔離時冷却系(RCIC)の水源の多様化にも貢献する。
(第2実施形態)
図2に示すように第2実施形態の高圧炉心注水システム50は、機器貯蔵プール57に保持されている水を第2圧送部20で循環させて浄化する浄化部30をさらに備えている。
なお、図2において図1と共通の構成又は機能を有する部分は、同一符号で示し、重複する説明を省略する。
図2に示すように第2実施形態の高圧炉心注水システム50は、機器貯蔵プール57に保持されている水を第2圧送部20で循環させて浄化する浄化部30をさらに備えている。
なお、図2において図1と共通の構成又は機能を有する部分は、同一符号で示し、重複する説明を省略する。
浄化部30は、第2ポンプ21よりも下流において第2連通路22から分岐する分岐配管32と、この分岐配管32により供給された機器貯蔵プール57の保持水を通過させて浄化するフィルタ31と、この浄化水を機器貯蔵プール57に戻す配管33とから構成されている。
機器貯蔵プール57には、通常運転から定期検査にわたり入れ替わることなく、水が常時保持されることになる。これために、機器貯蔵プール57の保持水の汚染を抑制するために、適宜循環させて浄化する必要がある。
第2連通路の弁35及び分岐配管の弁34が共に閉状態であると、機器貯蔵プール57の保持水に変化はない。そして、第2連通路の弁35が閉状態、分岐配管の弁34が開状態になると、機器貯蔵プール57の保持水は、浄化部30を循環して浄化されることになる。
さらに、第2連通路の弁35が開状態、分岐配管の弁34が閉状態になると、機器貯蔵プール57の保持水は、原子炉圧力容器51に高圧注入されることになる。
さらに、第2連通路の弁35が開状態、分岐配管の弁34が閉状態になると、機器貯蔵プール57の保持水は、原子炉圧力容器51に高圧注入されることになる。
なお、浄化部30は、使用済燃料貯蔵プール58の冷却浄化系(FPC)として既設のフィルタデミネ(F/D)を利用することができる他に、機器貯蔵プール57の保持水の浄化専用に新設してもよい。
(第3実施形態)
図3に示すように第3実施形態の高圧炉心注水システム50は、第2圧送部20の動作により消費された水を機器貯蔵プール57に補充する補充部40をさらに備えている。
なお、図3において図1と共通の構成又は機能を有する部分は、同一符号で示し、重複する説明を省略する。
図3に示すように第3実施形態の高圧炉心注水システム50は、第2圧送部20の動作により消費された水を機器貯蔵プール57に補充する補充部40をさらに備えている。
なお、図3において図1と共通の構成又は機能を有する部分は、同一符号で示し、重複する説明を省略する。
補充部40は、機器貯蔵プール57の保持水の水位を計測する水位計41と、機器貯蔵プール57に水を補充する補充配管44と、機器貯蔵プール57の計測水位が一定範囲になるように補充配管44の開閉を行う弁42とから構成されている。
なお、補充配管44は、復水貯蔵タンク56を水源とする復水補給水系(MUWC)の一部を適用することができるが、その他の水源43に接続する場合もある。
なお、補充配管44は、復水貯蔵タンク56を水源とする復水補給水系(MUWC)の一部を適用することができるが、その他の水源43に接続する場合もある。
このように補充部40が設けられることにより、水源を枯渇させることなく連続的に長期にわたり、第2圧送部20を機能させて水を原子炉圧力容器51に高圧注入することができる。
以上述べた少なくともひとつの実施形態の高圧炉心注水システムによれば、原子炉建屋が浸水等して地下に配置されている原子炉隔離時冷却系の一部が機能喪失した場合であっても、バックアップ構成を有するために原子炉隔離時冷却系の機能を維持させることが可能となる。
本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更、組み合わせを行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。
例えば、復水貯蔵タンク56と第2連通路22を接続する第3連通路を別途に設け、第2圧送部20は水源として復水貯蔵タンク56と機器貯蔵プール57とを併用できる構成としてもよい。この場合、復水貯蔵タンク56と第2連通路22とを接続する第3連通路の中途に設けた弁と弁25との開閉で水源を切り替えられるようにする。
10…第1圧送部、11…第1ポンプ、12…第1連通路、20…第2圧送部、21…第2ポンプ、22…第2連通路、30…浄化部、31…フィルタ、32…分岐配管、40…補充部、41…水位計、44…補充配管、50…高圧炉心注水システム、51…原子炉圧力容器、52…主蒸気配管、53…給水配管、54…原子炉格納容器、55…サプレッションプール、56…復水貯蔵タンク、57…機器貯蔵プール、58…使用済燃料貯蔵プール。
Claims (6)
- 復水貯蔵タンク又はサプレッションプールに保持されている水を原子炉圧力容器の内部に圧送する第1圧送部と、
機器貯蔵プールに保持されている水を前記原子炉圧力容器の内部に圧送する第2圧送部と、を備えることを特徴とする高圧炉心注水システム。 - 請求項1に記載の高圧炉心注水システムにおいて、
前記第1圧送部は、
前記復水貯蔵タンク又は前記サプレッションプール及び給水配管を連通する第1連通路と、高圧蒸気により駆動して前記第1連通路に前記水を圧送させる第1ポンプと、を有し、
前記第2圧送部は、
前記機器貯蔵プール及び給水配管を連通する第2連通路と、高圧蒸気により駆動して前記第2連通路に前記水を圧送させる第2ポンプと、を有する高圧炉心注水システム。 - 請求項1または請求項2に記載の高圧炉心注水システムにおいて、
前記復水貯蔵タンクと前記第2連通路を接続する第3連通路を有し、前記第2圧送部は前記復水貯蔵タンクの水を前記給水配管へ圧送可能に構成された高圧炉心注水システム。 - 請求項1から請求項3のいずれか1項に記載の高圧炉心注水システムにおいて、
前記機器貯蔵プールに保持されている水を前記第2圧送部で循環させて浄化する浄化部をさらに備えることを高圧炉心注水システム。 - 請求項1から請求項4のいずれか1項に記載の高圧炉心注水システムにおいて、
前記第2圧送部の動作により消費された水を機器貯蔵プールに補充する補充部をさらに備えることを特徴とする高圧炉心注水システム。 - 請求項2から請求項5のいずれか1項に記載の高圧炉心注水システムにおいて、
前記第2ポンプを電気的に駆動させる電動機をさらに備えることを特徴とする高圧炉心注水システム。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2012097835A JP2013224889A (ja) | 2012-04-23 | 2012-04-23 | 高圧炉心注水システム |
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Publications (1)
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Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN104064232A (zh) * | 2014-06-13 | 2014-09-24 | 长江勘测规划设计研究有限责任公司 | 地下核电站安全壳热管非能动冷却*** |
CN105405479A (zh) * | 2015-11-06 | 2016-03-16 | 中广核工程有限公司 | 压水堆核电厂综合非能动安全*** |
-
2012
- 2012-04-23 JP JP2012097835A patent/JP2013224889A/ja active Pending
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Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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CN104064232A (zh) * | 2014-06-13 | 2014-09-24 | 长江勘测规划设计研究有限责任公司 | 地下核电站安全壳热管非能动冷却*** |
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