JP2014106106A - Nuclear reactor installation and nuclear reactor pressure reduction facility for the same - Google Patents

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Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To secure a pressure reduction function in the case of emergency whose operability has been improved without inviting excessive costs.SOLUTION: According to an embodiment, a nuclear reactor installation is provided with: a reactor core 1; a reactor pressure vessel 2; a nuclear reactor containment vessel 3; a main steam system 5 including a main steam piping 6; an emergency flooder system which includes an emergency reactor core cooling system and a nuclear reactor isolation cooling system 10, and is provided for cooling the reactor core in the case of emergency; and a nuclear reactor pressure reduction facility 50 for reducing pressure in the reactor pressure vessel 2 for cooling the reactor core 1 in the case of emergency. The nuclear reactor pressure reduction facility 50 has: a steam take-out piping 40 for taking steam out of the reactor pressure vessel 2; a pressure reduction valve 16a connected to the same; a steam return piping 41 which is connected to the pressure reduction valve 16a and transfers the steam below a pool water level of a suppression pool. A part of the steam return piping 41 and a RCIC turbine exhaust steam piping 14 of the reactor isolation cooling system 10 that is a part of the emergency flooding system facility are shared.

Description

本発明の実施形態は、原子炉施設およびその原子炉減圧設備に関する。   Embodiments described herein relate generally to a nuclear reactor facility and a nuclear reactor decompression facility.

従来の原子力発電所では、全交流電源喪失（Ｓｔａｔｉｏｎ Ｂｌａｃｋｏｕｔ「ＳＢＯ」）時に原子炉の冷却を確保する観点で、原子炉蒸気を原子炉格納容器内のサプレッションプールへ放出し、原子炉の過圧を防止する主蒸気逃がし安全弁（Ｓａｆｅｔｙ Ｒｅｌｉｅｆ Ｖａｌｖｅ「ＳＲＶ」）と原子炉隔離時に冷却水を原子炉に補給する原子炉隔離時冷却系（Ｒｅａｃｔｏｒ Ｃｏｒｅ Ｉｓｏｌａｔｉｏｎ Ｃｏｏｌｉｎｇ ｓｙｓｔｅｍ「ＲＣＩＣ」）が設けられている。   In conventional nuclear power plants, in order to ensure reactor cooling in the event of all AC power loss (Station Blackout “SBO”), the reactor steam is discharged into the suppression pool in the reactor containment vessel and the reactor overpressure A main steam relief safety valve (Safety Relief Valve “SRV”) and a reactor core isolation cooling system (RCIC) for replenishing the reactor with cooling water during reactor isolation are provided.

図５は、従来の全交流電源喪失時に動作する自動減圧装置と原子炉隔離時冷却系を含む設備の構成を示す立断面図である。   FIG. 5 is an elevational sectional view showing a configuration of equipment including a conventional automatic pressure reducing device that operates when all AC power is lost and a reactor isolation cooling system.

ＳＲＶ７は、主蒸気系５の主蒸気配管６上に設置され、原子炉圧力容器２から発生する蒸気を主蒸気逃がし安全弁排気配管８を経由して、原子炉格納容器３内のサプレッションプール４に導く。   The SRV 7 is installed on the main steam pipe 6 of the main steam system 5, and the steam generated from the reactor pressure vessel 2 is released to the suppression pool 4 in the reactor containment vessel 3 through the main steam relief valve 8 and the safety valve exhaust pipe 8. Lead.

ＲＣＩＣ１０は、原子炉からＳＲＶ７により放出された蒸気分の原子炉圧力容器２の水位低下に対し、原子炉圧力容器２への補給を行うため、復水貯蔵タンク９またはサプレッションプール４を水源として、原子炉圧力容器２からの蒸気により駆動する原子炉隔離時冷却系タービン１１に直結した原子炉隔離時冷却系ポンプ１２により昇圧された水が原子炉圧力容器２内の炉心１に注水される。   The RCIC 10 uses the condensate storage tank 9 or the suppression pool 4 as a water source in order to replenish the reactor pressure vessel 2 in response to a drop in the water level in the reactor pressure vessel 2 due to the steam discharged from the reactor by the SRV 7. Water pressurized by a reactor isolation cooling system pump 12 directly connected to a reactor isolation cooling system turbine 11 driven by steam from the reactor pressure vessel 2 is injected into the core 1 in the reactor pressure vessel 2.

ＳＢＯ時にＲＣＩＣ１０の機能が喪失した場合は、高圧で炉心に注水することができなくなるため、炉心損傷を回避するためにＳＲＶ７を用いた自動減圧系（Ａｕｔｏｍａｔｉｃ Ｄｅｐｒｅｓｓｕｒｉｚａｔｉｏｎ Ｓｙｓｔｅｍ「ＡＤＳ」）によって原子炉圧力容器２内を減圧し、復水補給水系により注水する。   If the function of the RCIC 10 is lost at the time of SBO, it becomes impossible to inject water into the core at a high pressure. Therefore, an automatic pressure reduction system (Automatic Depression System “ADS”) using SRV7 is used to avoid damage to the core. The inside of 2 is depressurized, and water is poured through the condensate makeup water system.

また、ＳＲＶ７の作動失敗による減圧失敗の観点で原子炉格納容器３内に減圧弁を設置する構成が考えられている。   Moreover, the structure which installs the pressure-reduction valve in the nuclear reactor containment vessel 3 from the viewpoint of the pressure reduction failure by the operation failure of SRV7 is considered.

特開２００９−２０４４５４号公報JP 2009-204454 A

従来のＳＲＶ７は、減圧失敗のリスク低減のため、多重化することにより対応しているが、ＳＲＶ７の作動のためには、駆動用窒素の供給が可能であること、および駆動用直流電源供給が可能であることが必要であり、起動のために必要な成立条件が二重となっている。このため駆動用窒素または駆動用直流電源の機能が喪失した場合、減圧失敗に至る可能性があるという課題があった。   The conventional SRV7 supports this by multiplexing to reduce the risk of decompression failure. However, for the operation of the SRV7, it is possible to supply driving nitrogen and to supply a DC power supply for driving. It is necessary to be possible, and the establishment conditions necessary for activation are doubled. For this reason, when the function of the driving nitrogen or the driving DC power supply is lost, there is a problem in that pressure reduction may occur.

これを解決するために原子炉格納容器３内に減圧弁を設置する構成が考えられているが、既設運転プラントにおいては、原子炉格納容器３内には弁や配管等が多く設置されており、新たな設備を設置する工事が容易ではないという課題がある。   In order to solve this problem, a configuration in which a pressure reducing valve is installed in the reactor containment vessel 3 is considered. However, in the existing operation plant, many valves and pipes are installed in the reactor containment vessel 3. There is a problem that the construction of installing new equipment is not easy.

また、駆動電源が喪失している場合、運転員の現場での手動操作を行う必要があるが、原子炉格納容器３内での手動操作はできないという課題がある。   Further, when the drive power source is lost, it is necessary to perform manual operation on the operator's site, but there is a problem that manual operation in the reactor containment vessel 3 is not possible.

そこで、本発明の実施形態は、原子炉施設において、過剰なコストを伴うことなく、操作性が向上した非常時の減圧機能を確保することを目的とする。   Therefore, an object of the embodiment of the present invention is to ensure an emergency pressure-reducing function with improved operability without excessive costs in a nuclear reactor facility.

上述の目的を達成するため、本発明の実施形態は、核燃料を含む炉心と、前記炉心を収納する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を収納して内部にサプレッションプールを形成する原子炉格納容器と、前記原子炉圧力容器に接続されて前記炉心で発生した蒸気を取り出す主蒸気配管を含む主蒸気系と、非常用炉心冷却系と、前記蒸気のエネルギーにより回転する原子炉隔離時冷却系タービンおよびその原子炉隔離時冷却系タービンにより駆動される原子炉隔離時冷却系ポンプを有する原子炉隔離時冷却系と、を含み非常時に前記炉心を冷却するために設けられた非常用の注水系と、非常時において前記炉心の冷却のために前記原子炉圧力容器内の圧力を低減させる原子炉減圧設備と、を備える原子炉施設であって、前記原子炉減圧設備は、前記原子炉圧力容器から前記蒸気を取り出す蒸気取り出し配管と、前記蒸気取り出し配管に接続されて、前記蒸気取り出し配管からの蒸気を流通および阻止できる減圧弁と、前記減圧弁に接続されて前記減圧弁からの蒸気を前記サプレッションプールのプール水液面下まで移送するための蒸気戻り配管と、を有し、前記蒸気戻り配管の一部と、前記非常用の注水系の設備の一部とが共用されるように構成されている、ことを特徴とする。   In order to achieve the above-described object, an embodiment of the present invention includes a core including nuclear fuel, a reactor pressure vessel that houses the reactor core, and a reactor that houses the reactor pressure vessel and forms a suppression pool therein. A containment vessel, a main steam system including a main steam pipe connected to the reactor pressure vessel to take out steam generated in the core, an emergency core cooling system, and a reactor isolation cooling that is rotated by the energy of the steam And a reactor isolation cooling system having a reactor isolation cooling system pump driven by the turbine isolation cooling system turbine, and an emergency note provided for cooling the core in an emergency. A reactor facility comprising a water system and a reactor decompression facility for reducing the pressure in the reactor pressure vessel for cooling the core in an emergency, the reactor decompression facility comprising: A steam extraction pipe for extracting the steam from the reactor pressure vessel; a pressure reducing valve connected to the steam extraction pipe for circulating and blocking steam from the steam extraction pipe; and a pressure reducing valve connected to the pressure reducing valve. A steam return pipe for transferring the steam from the suppression pool to a level below the pool water level, and a part of the steam return pipe and a part of the emergency water injection system are shared It is comprised so that it may be carried out.

また、本発明の実施形態は、炉心と、前記炉心を収納する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を収納して内部にサプレッションプールを形成する原子炉格納容器と、前記原子炉圧力容器に接続されて前記炉心で発生した蒸気を取り出す主蒸気系と、非常用炉心冷却系と前記蒸気のエネルギーにより回転する原子炉隔離時冷却系タービンおよびその原子炉隔離時冷却系タービンにより駆動される原子炉隔離時冷却系ポンプとを有する原子炉隔離時冷却系とを含み非常時に前記炉心を冷却するために設けられた非常用の注水系と、を備える原子炉施設の非常時に、前記炉心の冷却のために前記原子炉圧力容器内の圧力を低減させる原子炉減圧設備において、当該原子炉減圧設備は、前記原子炉圧力容器から前記蒸気を取り出す蒸気取り出し配管と、前記蒸気取り出し配管に接続されて、前記蒸気取り出し配管からの蒸気を通過せしめる減圧弁と、前記減圧弁に接続されて前記減圧弁からの蒸気を前記サプレッションプールのプール水液面下まで移送するための蒸気戻り配管と、を有し、前記蒸気戻り配管の一部と、前記非常用の注水系の設備の一部とが共用されるように構成されている、ことを特徴とする。   An embodiment of the present invention includes a reactor core, a reactor pressure vessel that houses the reactor core, a reactor containment vessel that houses the reactor pressure vessel and forms a suppression pool therein, and the reactor pressure vessel Connected to the main steam system to extract steam generated in the core, driven by an emergency core cooling system, a reactor isolation cooling system turbine rotated by the energy of the steam, and the reactor isolation cooling system turbine A reactor isolation cooling system having a reactor isolation cooling system pump, and an emergency water injection system provided for cooling the core in an emergency, and in an emergency of a nuclear reactor facility, In the reactor depressurization equipment for reducing the pressure in the reactor pressure vessel for cooling, the reactor depressurization equipment is configured to take out the steam from the reactor pressure vessel. And a pressure reducing valve that is connected to the steam outlet piping and allows the steam from the steam outlet piping to pass through, and is connected to the pressure reducing valve to transfer the steam from the pressure reducing valve to a level below the pool water level of the suppression pool. And a part of the steam return pipe and a part of the emergency water injection system are configured to be shared.

本発明の実施形態によれば、原子炉施設において、過剰なコストを伴うことなく、操作性が向上した非常時の減圧機能を確保することができる。   According to the embodiment of the present invention, an emergency pressure-reducing function with improved operability can be ensured without excessive costs in a nuclear reactor facility.

本発明の第１の実施形態に係る原子炉減圧設備の構成を示す立断面図である。It is an elevation sectional view showing the composition of the nuclear reactor decompression equipment concerning a 1st embodiment of the present invention. 本発明の第２の実施形態に係る原子炉減圧設備の構成を示す立断面図である。It is a sectional elevation showing the composition of the reactor decompression equipment concerning a 2nd embodiment of the present invention. 本発明の第３の実施形態に係る原子炉減圧設備の構成を示す立断面図である。It is an elevation sectional view showing the composition of the reactor decompression equipment concerning a 3rd embodiment of the present invention. 本発明の第４の実施形態に係る原子炉減圧設備の構成を示す立断面図である。It is a sectional elevation showing the composition of the reactor decompression equipment concerning a 4th embodiment of the present invention. 従来の全交流電源喪失時に動作する自動減圧装置と原子炉隔離時冷却系を含む設備の構成を示す立断面図である。It is an elevation sectional view showing composition of facilities including a conventional automatic decompression device which operates at the time of loss of all AC power and a reactor isolation cooling system.

以下、図面を参照して本発明の実施形態に係る原子炉施設およびその原子炉減圧設備について説明する。ここで、互いに同一または類似の部分には、共通の符号を付して、重複説明は省略する。   Hereinafter, a nuclear reactor facility and a nuclear reactor decompression facility according to an embodiment of the present invention will be described with reference to the drawings. Here, the same or similar parts are denoted by common reference numerals, and redundant description is omitted.

［第１の実施形態］
図１は、本発明の第１の実施形態に係る原子炉減圧設備の構成を示す立断面図である。 [First Embodiment]
FIG. 1 is an elevational sectional view showing a configuration of a nuclear reactor decompression facility according to a first embodiment of the present invention.

原子炉圧力容器２は炉心１を収納し、原子炉格納容器３が、原子炉圧力容器２を収納している。原子炉格納容器３内には、サプレッションプール４が形成されており、プール水が保持されている。   The reactor pressure vessel 2 accommodates the core 1, and the reactor containment vessel 3 accommodates the reactor pressure vessel 2. A suppression pool 4 is formed in the reactor containment vessel 3, and pool water is retained.

炉心１で発生した蒸気を図示しない主タービンに導くことを主な目的として主蒸気系５が設けられており、原子炉圧力容器２には主蒸気系５の主蒸気配管６が接続されている。主蒸気配管６から分岐して、主蒸気逃がし安全弁７を経由して、主蒸気逃がし安全弁排気配管８によりサプレッションプール４に蒸気を導く経路が形成されている。   A main steam system 5 is provided for the purpose of leading steam generated in the reactor core 1 to a main turbine (not shown), and a main steam pipe 6 of the main steam system 5 is connected to the reactor pressure vessel 2. . A path is formed that branches from the main steam pipe 6 and leads the steam to the suppression pool 4 by the main steam relief safety valve exhaust pipe 8 via the main steam relief safety valve 7.

主蒸気逃がし安全弁排気配管８は、サプレッションプール４内の液面下で開口しており、先端に、ＳＲＶクエンチャー１８が取り付けられている。   The main steam relief safety valve exhaust pipe 8 is opened below the liquid level in the suppression pool 4, and an SRV quencher 18 is attached to the tip.

建屋３０内であって、原子炉格納容器３の外側には、ＲＣＩＣタービン１１およびこれに直結したＲＣＩＣポンプ１２が設けられている。また、ＲＣＩＣタービン１１に駆動用蒸気を供給するＲＣＩＣタービン駆動用蒸気配管１３が、主蒸気配管６から分岐してＲＣＩＣタービン１１の吸気側まで延びるように設けられている。   An RCIC turbine 11 and an RCIC pump 12 directly connected thereto are provided in the building 30 and outside the reactor containment vessel 3. An RCIC turbine driving steam pipe 13 for supplying driving steam to the RCIC turbine 11 is provided so as to branch from the main steam pipe 6 and extend to the intake side of the RCIC turbine 11.

ＲＣＩＣタービン１１の排気側には、ＲＣＩＣタービン排気蒸気配管１４が接続されており、ＲＣＩＣタービン排気蒸気配管１４は、サプレッションプール４内の液面下まで延びている。ＲＣＩＣタービン排気蒸気配管１４はサプレッションプール４内で排気スパージャ１７に接続しており、排気スパージャ１７を介してサプレッションプール４内に開口している。   An RCIC turbine exhaust steam pipe 14 is connected to the exhaust side of the RCIC turbine 11, and the RCIC turbine exhaust steam pipe 14 extends below the liquid level in the suppression pool 4. The RCIC turbine exhaust steam pipe 14 is connected to the exhaust sparger 17 in the suppression pool 4, and opens into the suppression pool 4 through the exhaust sparger 17.

なお、排気スパージャ１７を大型化することにより、蒸気凝縮振動を軽減することが可能である。   In addition, it is possible to reduce the steam condensation vibration by increasing the size of the exhaust sparger 17.

ＲＣＩＣタービン１１に直結するＲＣＩＣポンプ１２は、ＲＣＩＣタービン１１により駆動されて、建屋３０の外部に設置された復水貯蔵タンク９から冷却水を取水し、注水配管２２を経由して、原子炉圧力容器２に送水する。   The RCIC pump 12 directly connected to the RCIC turbine 11 is driven by the RCIC turbine 11, takes cooling water from the condensate storage tank 9 installed outside the building 30, and passes through the water injection pipe 22 to react with the reactor pressure. Water is supplied to the container 2.

また、事故時に炉心１に注水する冷却水を原子炉圧力容器２内に送水する非常用炉心冷却系の注水配管２２が設けられている。また、ＲＣＩＣポンプ１２の吐出側の配管は、注水配管２２に合流している。   In addition, an emergency core cooling system water injection pipe 22 for supplying cooling water to be injected into the core 1 in the event of an accident into the reactor pressure vessel 2 is provided. Further, the discharge side pipe of the RCIC pump 12 joins the water injection pipe 22.

ＲＣＩＣタービン１１に並列に、ＲＣＩＣタービン駆動用蒸気配管１３とＲＣＩＣタービン排気蒸気配管１４とを接続するバイパス配管１５ａが設けられている。バイパス配管１５ａ上には、電動減圧弁１６ａが設けられている。   In parallel with the RCIC turbine 11, a bypass pipe 15 a that connects the RCIC turbine driving steam pipe 13 and the RCIC turbine exhaust steam pipe 14 is provided. An electric pressure reducing valve 16a is provided on the bypass pipe 15a.

電動減圧弁１６ａは、たとえば、バッテリー電源のように、全交流電源喪失時にも電力の供給が可能な電源により駆動される。また、電源供給がされない場合であっても、手動により開閉が可能な弁であることが望ましい。   The electric pressure reducing valve 16a is driven by a power source that can supply power even when all AC power is lost, such as a battery power source. Further, it is desirable that the valve can be manually opened and closed even when power is not supplied.

以上により、主蒸気配管６の一部と、ＲＣＩＣタービン駆動用蒸気配管１３の一部と、バイパス配管１５ａの電動減圧弁１６ａの上流側部分とが、炉心１で発生した蒸気を原子炉圧力容器２から電動減圧弁１６ａまで導くための蒸気取り出し配管４０を構成する。   As described above, a part of the main steam pipe 6, a part of the steam pipe 13 for driving the RCIC turbine, and the upstream part of the electric pressure reducing valve 16 a of the bypass pipe 15 a transfer the steam generated in the core 1 to the reactor pressure vessel. A steam extraction pipe 40 for leading from 2 to the electric pressure reducing valve 16a is configured.

また、バイパス配管１５ａの電動減圧弁１６ａの下流側部分と、ＲＣＩＣタービン排気蒸気配管１４の一部とが、炉心１で発生した蒸気を電動減圧弁１６ａからサプレッションプール４まで導くための蒸気戻り配管４１を構成する。   Further, a steam return pipe through which the downstream side portion of the electric pressure reducing valve 16 a of the bypass pipe 15 a and a part of the RCIC turbine exhaust steam pipe 14 guide the steam generated in the core 1 from the electric pressure reducing valve 16 a to the suppression pool 4. 41 is constructed.

また、蒸気取り出し配管４０、電動減圧弁１６ａおよび蒸気戻り配管４１は、原子炉減圧設備５０を構成する。   Further, the steam take-out pipe 40, the electric pressure reducing valve 16 a and the steam return pipe 41 constitute a reactor pressure reducing equipment 50.

以上のように構成されている本実施形態では、全電源喪失時などの非常時において、万が一、主蒸気逃がし安全弁７が動作しない場合でも、電力供給可能な電源により駆動される電動減圧弁１６ａを遠隔操作で開くことにより、原子炉圧力容器２からサプレッションプール４までの蒸気の流路を確保することができる。   In the present embodiment configured as described above, the electric pressure reducing valve 16a driven by a power supply capable of supplying power is provided even in the event of an emergency such as the loss of all power, even if the main steam relief safety valve 7 does not operate. By opening it remotely, a steam flow path from the reactor pressure vessel 2 to the suppression pool 4 can be secured.

また、この電源の供給もなされない場合であっても、手動により開閉が可能な弁であれば、たとえば運転員が、原子炉格納容器２の外側のエリアに設けられた電動減圧弁１６ａにアクセスして直接手動でこの弁を開くことにより、原子炉圧力容器２からサプレッションプール４までの蒸気の流路を確保することができる。   Even if this power is not supplied, if the valve can be manually opened and closed, for example, the operator accesses the electric pressure reducing valve 16a provided in the area outside the reactor containment vessel 2. By directly opening the valve manually, a steam flow path from the reactor pressure vessel 2 to the suppression pool 4 can be secured.

本実施形態によれば、原子炉格納容器３内に比べて比較的配置上の制約の少ない原子炉格納容器３外で、ＲＣＩＣタービン駆動用蒸気配管１３とＲＣＩＣタービン排気蒸気配管１４間にバイパス配管１５ａを敷設し、電動減圧弁１６ａを設置することは、原子炉格納容器２内に比べて容易である。   According to the present embodiment, the bypass pipe is connected between the RCIC turbine driving steam pipe 13 and the RCIC turbine exhaust steam pipe 14 outside the reactor containment vessel 3 with relatively few restrictions on arrangement as compared with the inside of the reactor containment vessel 3. It is easier to install 15a and install the electric pressure reducing valve 16a than in the reactor containment vessel 2.

また、非常時のアクセス性も確保され、電動減圧弁１６ａの駆動電源が喪失した場合にも手動操作を実施することが可能となり、多様な原子炉減圧機能を提供することができる。   In addition, accessibility in an emergency is ensured, and it is possible to perform a manual operation even when the driving power supply of the electric pressure reducing valve 16a is lost, and various reactor pressure reducing functions can be provided.

以上のように、過剰なコストを伴うことなく、操作性が向上した非常時の減圧機能を確保することができる。   As described above, an emergency pressure reducing function with improved operability can be ensured without excessive costs.

［第２の実施形態］
図２は、本発明の第２の実施形態に係る原子炉減圧設備の構成を示す立断面図である。 [Second Embodiment]
FIG. 2 is an elevational sectional view showing a configuration of a nuclear reactor decompression facility according to the second embodiment of the present invention.

本実施形態は、第１の実施形態の変形である。主蒸気配管６には、プラントの起動時の配管の暖機時などにおいて主蒸気配管６内で蒸気が凝縮して発生するドレンを排出するための主蒸気ドレン配管１９が設けられている。主蒸気ドレン配管１９には、原子炉格納容器３を貫通する部分に主蒸気ドレン配管隔離弁１９ａが設けられている。   This embodiment is a modification of the first embodiment. The main steam pipe 6 is provided with a main steam drain pipe 19 for discharging drain generated by condensing the steam in the main steam pipe 6 when the pipe is warmed up at the time of starting the plant. The main steam drain pipe 19 is provided with a main steam drain pipe isolation valve 19 a at a portion that penetrates the reactor containment vessel 3.

本実施形態においては、主蒸気ドレン配管１９の途中とＲＣＩＣタービン排気蒸気配管１４の途中とを結び、ＲＣＩＣタービン１１に並列に接続しているバイパス配管１５ｂが設けられている。バイパス配管１５ｂ上には、電動減圧弁１６ｂが設けられている。   In the present embodiment, a bypass pipe 15 b that connects the middle of the main steam drain pipe 19 and the middle of the RCIC turbine exhaust steam pipe 14 and is connected in parallel to the RCIC turbine 11 is provided. An electric pressure reducing valve 16b is provided on the bypass pipe 15b.

なお、図２では、ＲＣＩＣタービン排気蒸気配管１４は、主蒸気ドレン配管隔離弁１９ａの下流側部分、すなわち原子炉圧力容器２から遠い方の主蒸気ドレン配管１９に、バイパス配管１５ｂが設けられているが、専用の隔離弁を設けて、主蒸気ドレン配管隔離弁１９ａの上流側部分で接続されている場合でもよい。   In FIG. 2, the RCIC turbine exhaust steam pipe 14 is provided with a bypass pipe 15 b in the downstream portion of the main steam drain pipe isolation valve 19 a, that is, the main steam drain pipe 19 far from the reactor pressure vessel 2. However, a dedicated isolation valve may be provided and connected to the upstream side portion of the main steam drain piping isolation valve 19a.

以上により、主蒸気配管６の一部と、主蒸気ドレン配管１９の一部と、バイパス配管１５ｂの電動減圧弁１６ｂの上流側部分とが、炉心１で発生した蒸気を原子炉圧力容器２から電動減圧弁１６ｂまで導くための蒸気取り出し配管４０を構成する。   As described above, a part of the main steam pipe 6, a part of the main steam drain pipe 19, and the upstream side part of the electric pressure reducing valve 16 b of the bypass pipe 15 b remove the steam generated in the reactor core 1 from the reactor pressure vessel 2. A steam extraction pipe 40 for leading to the electric pressure reducing valve 16b is configured.

また、バイパス配管１５ｂの電動減圧弁１６ｂの下流側部分と、ＲＣＩＣタービン排気蒸気配管１４の一部とが、炉心１で発生した蒸気を電動減圧弁１６ｂからサプレッションプール４まで導くための蒸気戻り配管４１を構成する。   Further, a steam return pipe through which the downstream part of the electric pressure reducing valve 16b of the bypass pipe 15b and a part of the RCIC turbine exhaust steam pipe 14 lead the steam generated in the core 1 from the electric pressure reducing valve 16b to the suppression pool 4. 41 is constructed.

また、蒸気取り出し配管４０、電動減圧弁１６ｂおよび蒸気戻り配管４１は、原子炉減圧設備５０を構成する。   Further, the steam take-out pipe 40, the electric pressure reducing valve 16b, and the steam return pipe 41 constitute a reactor pressure reducing equipment 50.

以上のように構成された本実施形態によって、過剰なコストを伴うことなく、操作性が向上した非常時の減圧機能を確保することができる。   According to the present embodiment configured as described above, an emergency pressure-reducing function with improved operability can be secured without excessive costs.

［第３の実施形態］
図３は、本発明の第３の実施形態に係る原子炉減圧設備の構成を示す立断面図である。本実施形態は、第１の実施形態の変形である。 [Third Embodiment]
FIG. 3 is an elevational sectional view showing a configuration of a nuclear reactor decompression facility according to the third embodiment of the present invention. This embodiment is a modification of the first embodiment.

非常用炉心冷却系は、系統のポンプなどの機器が事故時に確実に動作することを定期的に確認する必要がある。このために、原子炉の運転中においても、炉心１への注水を行うことなく、サーベランス試験が可能なように、弁の開閉によって系統構成を試験時の構成に変更することができる。   The emergency core cooling system must regularly check that equipment such as system pumps operate reliably in the event of an accident. For this reason, even during operation of the nuclear reactor, the system configuration can be changed to the configuration at the time of testing by opening and closing the valves so that a surveillance test can be performed without performing water injection into the core 1.

その構成のために、テスト配管２０が設けられており、図示しない非常用炉心冷却系のポンプにより送られた冷却水は、テスト配管２０を経て、サプレッションプール４に送られる。また、原子炉隔離時冷却系１０においても、同様にサーベランス試験時にＲＣＩＣポンプ１２により送られた冷却水は、テスト配管２０を経て、サプレッションプール４に送られる。   For this configuration, a test pipe 20 is provided, and the cooling water sent by an emergency core cooling system pump (not shown) is sent to the suppression pool 4 through the test pipe 20. In the reactor isolation cooling system 10, the cooling water sent by the RCIC pump 12 during the surveillance test is also sent to the suppression pool 4 through the test pipe 20.

本実施形態においては、ＲＣＩＣタービン駆動用蒸気配管１３とテスト配管２０とを接続しているバイパス配管１５ｃが設けられている。バイパス配管１５ｃ上には、電動減圧弁１６ｃが設けられている。   In the present embodiment, a bypass pipe 15 c that connects the RCIC turbine driving steam pipe 13 and the test pipe 20 is provided. An electric pressure reducing valve 16c is provided on the bypass pipe 15c.

以上により、主蒸気配管６の一部と、ＲＣＩＣタービン駆動用蒸気配管１３の一部と、バイパス配管１５ｃの電動減圧弁１６ｃの上流側部分とが、炉心１で発生した蒸気を原子炉圧力容器２から電動減圧弁１６ｃまで導くための蒸気取り出し配管４０を構成する。   As described above, a part of the main steam pipe 6, a part of the steam pipe 13 for driving the RCIC turbine, and the upstream part of the electric pressure reducing valve 16 c of the bypass pipe 15 c remove the steam generated in the core 1 from the reactor pressure vessel. A steam extraction pipe 40 for leading from 2 to the electric pressure reducing valve 16c is configured.

また、バイパス配管１５ｃの電動減圧弁１６ｃの下流側部分と、テスト配管２０の一部とが、炉心１で発生した蒸気を電動減圧弁１６ｃからサプレッションプール４まで導くための蒸気戻り配管４１を構成する。   Further, the downstream part of the electric pressure reducing valve 16 c of the bypass pipe 15 c and a part of the test pipe 20 constitute a steam return pipe 41 for guiding the steam generated in the core 1 from the electric pressure reducing valve 16 c to the suppression pool 4. To do.

また、蒸気取り出し配管４０、電動減圧弁１６ｃおよび蒸気戻り配管４１は、原子炉減圧設備５０を構成する。   Further, the steam take-out pipe 40, the electric pressure reducing valve 16 c and the steam return pipe 41 constitute a reactor pressure reducing equipment 50.

以上のように構成された本実施形態によって、過剰なコストを伴うことなく、操作性が向上した非常時の減圧機能を確保することができる。   According to the present embodiment configured as described above, an emergency pressure-reducing function with improved operability can be secured without excessive costs.

［第４の実施形態］
図４は、本発明の第４の実施形態に係る原子炉減圧設備の構成を示す立断面図である。本実施形態は、第２の実施形態および第３の実施形態の変形である。 [Fourth Embodiment]
FIG. 4 is an elevational sectional view showing a configuration of a nuclear reactor decompression facility according to the fourth embodiment of the present invention. This embodiment is a modification of the second embodiment and the third embodiment.

本実施形態においては、主蒸気ドレン配管１９とテスト配管２０とを接続しているバイパス配管１５ｄが設けられている。バイパス配管１５ｄ上には、電動減圧弁１６ｄが設けられている。   In the present embodiment, a bypass pipe 15d that connects the main steam drain pipe 19 and the test pipe 20 is provided. An electric pressure reducing valve 16d is provided on the bypass pipe 15d.

以上により、主蒸気配管６の一部と、主蒸気ドレン配管１９の一部と、バイパス配管１５ｄの電動減圧弁１６ｄの上流側部分とが、炉心１で発生した蒸気を原子炉圧力容器２から電動減圧弁１６ｄまで導くための蒸気取り出し配管４０を構成する。   As described above, a part of the main steam pipe 6, a part of the main steam drain pipe 19, and the upstream side part of the electric pressure reducing valve 16 d of the bypass pipe 15 d remove the steam generated in the reactor core 1 from the reactor pressure vessel 2. A steam extraction pipe 40 for leading to the electric pressure reducing valve 16d is configured.

また、バイパス配管１５ｄの電動減圧弁１６ｄの下流側部分と、テスト配管２０の一部とが、炉心１で発生した蒸気を電動減圧弁１６ｄからサプレッションプール４まで導くための蒸気戻り配管４１を構成する。   Further, the downstream portion of the bypass pipe 15d with respect to the electric pressure reducing valve 16d and a part of the test pipe 20 constitute a steam return pipe 41 for guiding the steam generated in the core 1 from the electric pressure reducing valve 16d to the suppression pool 4. To do.

また、蒸気取り出し配管４０、電動減圧弁１６ｄおよび蒸気戻り配管４１は、原子炉減圧設備５０を構成する。   Further, the steam take-out pipe 40, the electric pressure reducing valve 16d, and the steam return pipe 41 constitute a reactor pressure reducing equipment 50.

以上のように構成された本実施形態によって、過剰なコストを伴うことなく、操作性が向上した非常時の減圧機能を確保することができる。
［その他の実施形態］
以上、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。 According to the present embodiment configured as described above, an emergency pressure-reducing function with improved operability can be secured without excessive costs.
[Other Embodiments]
As mentioned above, although some embodiment of this invention was described, these embodiment is shown as an example and is not intending limiting the range of invention.

また、各実施形態の特徴を組み合わせてもよい。すなわち、蒸気取り出し配管４０、蒸気戻り配管４１としては、それぞれの実施形態のものを並列に設けてもよい。このことによって、さらに多様性のある減圧機能を確保することができる。   Moreover, you may combine the characteristic of each embodiment. That is, as the steam extraction pipe 40 and the steam return pipe 41, those of the respective embodiments may be provided in parallel. As a result, a variety of decompression functions can be secured.

さらに、これらの実施形態は、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、変更を行うことができる。たとえば、実施形態では、電動減圧弁１６ａ〜１６ｄの場合を示したが、たとえば、主蒸気逃がし安全弁７が動作しないことを確認した場合に、現場にアクセスするときまでのたとえば全交流電源喪失からの経過時間に対して、時間的な余裕がある場合は、単なる手動弁でもよい。また、たとえば、他の駆動方式でもよい。また、流量調節が可能な弁でもよい。   Furthermore, these embodiments can be implemented in various other forms, and various omissions, replacements, and changes can be made without departing from the scope of the invention. For example, in the embodiment, the case of the electric pressure reducing valves 16a to 16d has been described. For example, when it is confirmed that the main steam relief safety valve 7 does not operate, for example, from the loss of all AC power supply until the time of accessing the site If there is a time allowance for the elapsed time, a simple manual valve may be used. Further, for example, other driving methods may be used. Further, a valve capable of adjusting the flow rate may be used.

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。   These embodiments and their modifications are included in the scope and gist of the invention, and are also included in the invention described in the claims and the equivalents thereof.

１…炉心、２…原子炉圧力容器、３…原子炉格納容器、４…サプレッションプール、５…主蒸気系、６…主蒸気配管、７…主蒸気逃がし安全弁（ＳＲＶ）、８…主蒸気逃がし安全弁排気配管、９…復水貯蔵タンク、１０…原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）、１１…ＲＣＩＣタービン（原子炉隔離時冷却系タービン）、１２…ＲＣＩＣポンプ（原子炉隔離時冷却系ポンプ）、１３…ＲＣＩＣタービン駆動用蒸気配管、１４…ＲＣＩＣタービン排気蒸気配管、１５ａ、１５ｂ、１５ｃ、１５ｄ…バイパス配管、１６ａ、１６ｂ、１６ｃ、１６ｄ…電動減圧弁（減圧弁）、１７…排気スパージャ、１８…ＳＲＶクエンチャー、１９…主蒸気ドレン配管、１９ａ…主蒸気ドレン配管隔離弁、２０…テスト配管、２２…注水配管、３０…建屋、４０…蒸気取り出し配管、４１…蒸気戻り配管、５０…原子炉減圧設備   DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Core, 2 ... Reactor pressure vessel, 3 ... Reactor containment vessel, 4 ... Suppression pool, 5 ... Main steam system, 6 ... Main steam piping, 7 ... Main steam relief safety valve (SRV), 8 ... Main steam relief Safety valve exhaust piping, 9 ... Condensate storage tank, 10 ... Reactor isolation cooling system (RCIC), 11 ... RCIC turbine (reactor isolation cooling system turbine), 12 ... RCIC pump (reactor isolation cooling system pump) , 13 ... RCIC turbine driving steam piping, 14 ... RCIC turbine exhaust steam piping, 15a, 15b, 15c, 15d ... Bypass piping, 16a, 16b, 16c, 16d ... Electric pressure reducing valve (pressure reducing valve), 17 ... Exhaust sparger, 18 ... SRV quencher, 19 ... main steam drain piping, 19a ... main steam drain piping isolation valve, 20 ... test piping, 22 ... water injection piping, 30 ... building, 40 ... steaming Outlet pipe, 41 ... steam return pipe, 50 ... reactor vacuum equipment

Claims (7)

核燃料を含む炉心と、
前記炉心を収納する原子炉圧力容器と、
前記原子炉圧力容器を収納して内部にサプレッションプールを形成する原子炉格納容器と、
前記原子炉圧力容器に接続されて前記炉心で発生した蒸気を取り出す主蒸気配管を含む主蒸気系と、
非常用炉心冷却系と、前記蒸気のエネルギーにより回転する原子炉隔離時冷却系タービンおよびその原子炉隔離時冷却系タービンにより駆動される原子炉隔離時冷却系ポンプを有する原子炉隔離時冷却系と、を含み非常時に前記炉心を冷却するために設けられた非常用の注水系と、
非常時において前記炉心の冷却のために前記原子炉圧力容器内の圧力を低減させる原子炉減圧設備と、
を備える原子炉施設であって、
前記原子炉減圧設備は、
前記原子炉圧力容器から前記蒸気を取り出す蒸気取り出し配管と、
前記蒸気取り出し配管に接続されて、前記蒸気取り出し配管からの蒸気を流通および阻止できる減圧弁と、
前記減圧弁に接続されて前記減圧弁からの蒸気を前記サプレッションプールのプール水液面下まで移送するための蒸気戻り配管と、
を有し、
前記蒸気戻り配管の一部と、前記非常用の注水系の設備の一部とが共用されるように構成されている、
ことを特徴とする原子炉施設。 A core containing nuclear fuel,
A reactor pressure vessel containing the core;
A reactor containment vessel that houses the reactor pressure vessel and forms a suppression pool therein;
A main steam system including a main steam pipe connected to the reactor pressure vessel and extracting steam generated in the core;
An emergency core cooling system, a reactor isolation cooling system turbine rotated by the energy of the steam, and a reactor isolation cooling system having a reactor isolation cooling system pump driven by the reactor isolation cooling system turbine; An emergency water injection system provided to cool the core in an emergency,
A reactor decompression facility for reducing the pressure in the reactor pressure vessel for cooling the core in an emergency,
A nuclear reactor facility comprising:
The reactor depressurization equipment is
A steam extraction pipe for extracting the steam from the reactor pressure vessel;
A pressure reducing valve connected to the steam extraction pipe and capable of circulating and blocking the steam from the steam extraction pipe;
A steam return pipe connected to the pressure reducing valve for transferring the steam from the pressure reducing valve to a level below the pool water level of the suppression pool;
Have
A part of the steam return pipe and a part of the emergency water injection system are configured to be shared.
Reactor facility characterized by that. 前記蒸気戻り配管の一部と、前記原子炉隔離時冷却系タービンからの蒸気の排気用のＲＣＩＣタービン排気蒸気配管とが共用されるように構成されていることを特徴とする請求項１に記載の原子炉施設。   2. A part of the steam return pipe and an RCIC turbine exhaust steam pipe for exhausting steam from the reactor isolation cooling system turbine are configured to be shared. Nuclear reactor facilities. 前記非常用の注水系は、前記原子炉圧力容器に送水しないで試験を行うためのテスト用配管を有し、
前記蒸気戻り配管の一部と、前記テスト用配管の一部とが共用されるように構成されていることを特徴とする請求項１または請求項２に記載の原子炉施設。 The emergency water injection system has a test pipe for performing a test without feeding water to the reactor pressure vessel,
The reactor facility according to claim 1 or 2, wherein a part of the steam return pipe and a part of the test pipe are shared. 前記蒸気取り出し配管の一部と、前記原子炉隔離時冷却系タービン駆動用のＲＣＩＣタービン駆動用蒸気配管の一部とが共用されるように構成されていることを特徴とする請求項１ないし請求項３のいずれか一項に記載の原子炉施設。   A part of the steam extraction pipe and a part of a steam pipe for driving the RCIC turbine for driving the isolation system cooling system turbine are configured to be shared. Item 4. The nuclear reactor facility according to any one of items 3 to 4. 前記蒸気取り出し配管の一部と、前記主蒸気配管内のドレンを排出するための主蒸気ドレン配管の一部とが共用されるように構成されていることを特徴とする請求項１ないし請求項３のいずれか一項に記載の原子炉施設。   A part of said steam extraction piping and a part of main steam drain piping for discharging the drain in said main steam piping are comprised so that it may be shared. 4. The nuclear reactor facility according to any one of items 3. 前記減圧弁は、開度調整可能な弁であることを特徴とする請求項１ないし請求項５のいずれか一項に記載の原子炉施設。   The nuclear reactor facility according to any one of claims 1 to 5, wherein the pressure reducing valve is a valve whose opening degree can be adjusted. 炉心と、前記炉心を収納する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を収納して内部にサプレッションプールを形成する原子炉格納容器と、前記原子炉圧力容器に接続されて前記炉心で発生した蒸気を取り出す主蒸気系と、非常用炉心冷却系と前記蒸気のエネルギーにより回転する原子炉隔離時冷却系タービンおよびその原子炉隔離時冷却系タービンにより駆動される原子炉隔離時冷却系ポンプとを有する原子炉隔離時冷却系とを含み非常時に前記炉心を冷却するために設けられた非常用の注水系と、を備える原子炉施設の非常時に、前記炉心の冷却のために前記原子炉圧力容器内の圧力を低減させる原子炉減圧設備において、
当該原子炉減圧設備は、
前記原子炉圧力容器から前記蒸気を取り出す蒸気取り出し配管と、
前記蒸気取り出し配管に接続されて、前記蒸気取り出し配管からの蒸気を通過せしめる減圧弁と、
前記減圧弁に接続されて前記減圧弁からの蒸気を前記サプレッションプールのプール水液面下まで移送するための蒸気戻り配管と、
を有し、
前記蒸気戻り配管の一部と、前記非常用の注水系の設備の一部とが共用されるように構成されている、
ことを特徴とする原子炉減圧設備。 A reactor core, a reactor pressure vessel that houses the reactor core, a reactor containment vessel that houses the reactor pressure vessel and forms a suppression pool therein, and is generated in the reactor core connected to the reactor pressure vessel A main steam system for extracting steam, an emergency core cooling system, a reactor isolation cooling system turbine rotating by the energy of the steam, and a reactor isolation cooling system pump driven by the reactor isolation cooling system turbine The reactor pressure vessel for cooling the core in the event of an emergency of a nuclear reactor facility, including an emergency water injection system provided for cooling the core in an emergency including a reactor isolation cooling system having In the reactor depressurization equipment that reduces the internal pressure,
The reactor depressurization equipment is
A steam extraction pipe for extracting the steam from the reactor pressure vessel;
A pressure reducing valve connected to the steam extraction pipe and allowing the steam from the steam extraction pipe to pass through;
A steam return pipe connected to the pressure reducing valve for transferring the steam from the pressure reducing valve to a level below the pool water level of the suppression pool;
Have
A part of the steam return pipe and a part of the emergency water injection system are configured to be shared.
Reactor decompression equipment characterized by that.
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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104952496A (en) * 2015-06-26 2015-09-30 上海核工程研究设计院 Emergent water supply system of floating nuclear power station

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