JP3984038B2

JP3984038B2 - Boiling water nuclear power plant

Info

Publication number: JP3984038B2
Application number: JP2001369690A
Authority: JP
Inventors: 吉川　　和宏; 詳一郎木下; 正義松浦
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 2001-12-04
Filing date: 2001-12-04
Publication date: 2007-09-26
Anticipated expiration: 2021-12-04
Also published as: JP2003167088A

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）の配管が破断してＲＰＶ内の炉心を冷却する水量が通常運転中に想定される過渡変化の範囲を越えて減少するような非常時には前記ＲＰＶに注水して前記炉心を冷却する非常用炉心冷却システム（ＥＣＣＳ）が備えられる沸騰水型原子力発電所に関し、特にＥＣＣＳに非常用注水以外の機能も持たせた沸騰水型原子力発電所に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】
従来の沸騰水型原子力発電所が備えているＥＣＣＳの構成について説明する。
【０００３】
図１は従来の１３５万ＫＷｅ級改良型沸騰水型原子力発電所（以下ＡＢＷＲ）のＥＣＣＳの構成を示したものである。また図２は前記ＥＣＣＳ構成を模式的に示したものである。
【０００４】
図１に示す原子力発電所の概要を述べる。
【０００５】
炉心に燃料集合体が備わる原子炉圧力容器（ＲＰＶ）９は、原子炉格納容器（ＰＣＶ）８に全体的に包まれるように収納される。ＲＰＶ９を収納するＰＣＶ８の内部空間は、ドライウェル１９と圧力抑制室（Ｓ／Ｃ）２０に分けられる。ＲＰＶ内の冷却水を多量に喪失する事故の際、冷却水が気水混合物となって放出される空間がドライウェル１９である。ドライウェル１９に放出された前記気水混合物は、ベント管（図示せず）を経てＳ／Ｃ２０内の圧力抑制プール（Ｓ／Ｐ）１１に導かれて冷却凝縮され、ＰＣＶ内の圧力上昇を抑制する。
【０００６】
またドライウェル１９の外に置かれる復水貯蔵タンク（ＣＳＴ）１０はドライウェル１９内に置くことも可能である。
【０００７】
前記Ｓ／Ｐ１１は、配管４２、残留熱除去系（ＲＨＲ系）ポンプ４５、ＲＨＲ系熱交換器４６、配管４７を介してＲＰＶ９に連通している。またＲＰＶ９は、配管４４、配管４２、ＲＨＲ系ポンプ４５、ＲＨＲ系熱交換器４６、配管４７を通して再びＲＰＶ９に戻る流路を有する。これらは、電源系（Ａ、Ｂ、Ｃ）の３区分がそれぞれ備えられ、低圧のＥＣＣＳを構成している。
【０００８】
タービン２４で駆動される原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ系）ポンプ３０は、ＣＳＴ１０あるいはＳ／Ｐ１１の水を、配管２６、配管２８、配管３２を介してＲＰＶ９に注入する。これは電源系Ａに属する。ＨＰＣＦ系ポンプ１３は、ＣＳＴ１０あるいはＳ／Ｐ１１の水を、配管２６、配管１５、配管１４、配管１８を介してＲＰＶ９に注入する。ＨＰＣＦ系ポンプ１３は、電源系（Ｂ、Ｃ）の２区分がそれぞれ備えられる。高圧炉心注水系（ＲＣＩＣ系）ポンプ３０、ＨＰＣＦ系ポンプ１３は、高圧のＥＣＣＳを構成する。
【０００９】
上記ＡＢＷＲのＥＣＣＳは、単なる非常用の注水設備としての機能だけでなく、常用のいくつかの機能も兼ね備えた設備とすることで合理化を図っており、以下の条件を満たすように設計されている。
【００１０】
第一に、ポンプ等の動的機器の駆動電源は独立した３区分の電源から供給されること、第二に、高圧かつ低流量の運転点（ＲＰＶに接続する配管の中小破断の時に必要な運転状態。この時にはＲＰＶ内が高圧のまま水位が低下するため。）と低圧かつ大流量の運転点（ＲＰＶに接続する配管の大破断の時に必要な運転状態。この時にはＲＰＶ内が急速に減圧されると同時に、急速にＲＰＶ内水位が低下するため。）の両方での注水が可能であること、第三に、通常運転中に起こりうるＲＰＶ内の過渡的な水位低下発生時に、高圧かつ低流量運転点で運転してＲＰＶ内へ補給水を実施できること、第四に、原子炉停止時に原子炉で発生する残留熱を除去できること、第五に、事故時にＰＣＶ内を冷却することができること、である。
【００１１】
以上の要件を満たすための従来のＥＣＣＳについて、図２に沿い説明する。
【００１２】
ＥＣＣＳ１はＡ系ＥＣＣＳ２とＢ系ＥＣＣＳ３と、Ｃ系ＥＣＣＳ４の３区分で構成される。それぞれはＡ系の電源系５，Ｂ系の電源系６，Ｃ系の電源系７から図１に示すポンプ１３，３０，４５や電動弁などの動的機器の駆動電力が供給される。前記Ａ系電源系５，Ｂ系電源系６，Ｃ系電源系７は、互いに独立した電源系統である。
【００１３】
前記３区分は、それぞれ高圧系ＥＣＣＳと低圧系ＥＣＣＳが１系統ずつの計２系統を備えている。前記Ａ系ＥＣＣＳ２は、高圧系ＥＣＣＳとして原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ系）１系統、低圧系ＥＣＣＳとして残留熱除去系（ＲＨＲ系）１系統を備えている。前記Ｂ系ＥＣＣＳ３は、高圧系ＥＣＣＳとして高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ系）１系統、低圧系ＥＣＣＳとしてＲＨＲ系１系統を備えている。前記Ｃ系ＥＣＣＳ４もまた、高圧系ＥＣＣＳとしてＨＰＣＦ系１系統、低圧系ＥＣＣＳとしてＲＨＲ系１系統を備えている。
【００１４】
これら高圧系ＥＣＣＳと低圧系ＥＣＣＳのポンプ性能の関係を図３に示す。図３は横軸にポンプ流量、縦軸にポンプ揚程を示している。ＲＰＶに接続する配管の中小破断時に要求されるＥＣＣＳポンプの運転点が運転点７１であり、大破断時に要求されるＥＣＣＳポンプの運転点が運転点７２である。つまりＥＣＣＳはこの２点を通る性能曲線を持つポンプにより構成されていれば良い。しかしながら、前記２点の運転点の両方を１台でカバーできるような性能曲線を持つポンプは製作が難しくコスト的に不利なため、従来の技術では高圧系ＥＣＣＳポンプ（性能曲線７３を有するポンプ）と低圧系ＥＣＣＳポンプ（性能曲線７４を有するポンプ）の２系列を各区分に持たせる設計としている。区分は電源構成と同じく３区分としなくてはいけないため、従来の技術では沸騰水型原子力発電所では合計６系列のＥＣＣＳを備えていた。
【００１５】
【発明が解決しようとする課題】
従来の技術では、従来の技術に示した４つの要件を満たすためにＥＣＣＳとして計６つもの系統を沸騰水型原子力発電所に持たせている。しかしながらＥＣＣＳは通常運転中は基本的に使用しない系統であるばかりでなく、高い安全グレードを要求されるため機器コストが高い系統である。よって多系統のＥＣＣＳを１つのプラントに設置することは経済的に不利な要因となる。
【００１６】
上記のような問題に鑑み、本発明は、ＥＣＣＳの系統数を出来る限り少ない簡単な構成にして原子力発電プラントの経済性を向上させることを目的とする。
【００１７】
【課題を解決するための手段】
本発明は、ＲＰＶに連通され、かつ水等の流体を流通する配管が破断してＲＰＶ内の炉心を冷却する水量が通常運転中に想定される過渡変化の範囲を越えて減少するような非常時には、ＲＰＶに注水して炉心を冷却する非常用炉心冷却システム（ＥＣＣＳ）が備えられる沸騰水型原子力発電所において、ＥＣＣＳは、ＲＰＶに注水するポンプを夫々１台づつ備える３つの系統を有し、かつ各ポンプの駆動電源はそれぞれ独立した３区分の別電源系とし、３つの系統のうち、少なくとも２系統にはＲＰＶに注水される冷却水を冷やす熱交換器を備えたことを特徴とする。
【００１８】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の実施の形態について、本発明の実施例を示す図面を引用して説明する。本発明の実施例は図４、図５、図１２、図１３で示しているが、要所で従来例と比べながら本発明を解説する。
【００１９】
図４は本発明の実施例となる７０万Ｋｗｅ級改良型沸騰水型原子力発電所（従来技術に示した改良型沸騰水型原子力発電所の約半分の電気出力）のＥＣＣＳの構成を示している。
【００２０】
また、図５は本発明の実施例となるＥＣＣＳの構成を模式的に示したものである。従来の技術同様、ＥＣＣＳ８１はＡ系ＥＣＣＳ８２とＢ系ＥＣＣＳ８３と、Ｃ系ＥＣＣＳ８４の３区分で構成される。
【００２１】
それぞれはＡ系電源系８５，Ｂ系電源系８６，Ｃ系電源系８７からポンプや電動弁などの動的機器の駆動電源を供給する。前記Ａ系電源系８５，Ｂ系電源系８６，Ｃ系電源系８７は、互いに独立した電源系統である。前記Ａ系ＥＣＣＳ８２は、低圧系ＥＣＣＳであるＲＨＲ系１系統を備えている。前記Ｂ系ＥＣＣＳ８３もまた、低圧系ＥＣＣＳであるＲＨＲ系１系統を備えている。前記Ｃ系ＥＣＣＳ８４は、高圧系ＥＣＣＳであるＨＰＣＦ系１系統を備えている。よってＥＣＣＳは全部で３系統のみとなる。
【００２２】
ここで、本発明の理解を深めるために、図６、図７、図８、図９、図１０、図１１に示す従来例に触れる。
【００２３】
図６にＨＰＣＦ系の系統構成を示す。復水貯蔵タンク（ＣＳＴ）１０あるいは圧力抑制プール（Ｓ／Ｐ）１１の水をそれぞれ配管１２あるいは配管１５を通して（この切り替えは電動弁１６と電動弁１７の開閉により行う）ＨＰＣＦ系ポンプ１３へ導き、前記ポンプ１３で昇圧してから配管１４及び配管１８を通してＲＰＶに注入する。
【００２４】
図７にＲＣＩＣ系の系統構成を示す。ＲＰＶ９内で発生する蒸気を、主蒸気配管２１から分岐する配管２２及び配管２３を通して、ＲＣＩＣ系ポンプ３０と軸が直結しているタービン２４へ導きこれを駆動する。前記タービン２４の排気は、配管２５を通して前記Ｓ／Ｐ１１へと排出する。前記ＲＣＩＣ系ポンプ３０は、前記ＨＰＣＦ系と同じくＣＳＴ１０あるいはＳ／Ｐ１１の水を、それぞれ配管２６及び配管２８を通して（この切り替えは電動弁２７と電動弁２９の開閉により行う）水源とし、この水を昇圧して配管３１と配管３２を通して前記ＲＰＶ９に注入する。高圧系ＥＣＣＳであるＨＰＣＦ系ポンプ１３とＲＣＩＣ系ポンプ３０はプラント通常運転圧力付近でもＲＰＶに注水できるほどの高楊程ポンプである。
【００２５】
図８にＲＰＶ注水時のＲＨＲ系及びＡＤＳの系統構成を示す。前記Ｓ／Ｐ１１の水を配管４２を通してＲＨＲ系ポンプ４５へ導き、前記ＲＨＲ系ポンプ４５で昇圧して配管４７を通してＲＰＶ９へ注入する。前記ＲＨＲ系ポンプ４５は低圧系ＥＣＣＳでありＲＰＶ９内圧力が大気圧付近の時に前記ＲＰＶ９に注水することを想定した低楊程ポンプであるため、前記ＲＰＶ９内の圧力が高い状態では注水ができない。このような場合には、前記ＲＨＲ系ポンプ４５起動前にＡＤＳ４９により前記ＲＰＶ９内圧力を低下させる。ＡＤＳは、前記ＲＰＶ９内で発生した蒸気をタービン側へと導く主蒸気配管２１に設置された主蒸気逃がし安全弁４９を、アキュムレータにより強制的に開操作し、蒸気を配管４８から配管５０を通してＳ／Ｐ１１内へ排出するシステムである。
【００２６】
前記ＡＤＳの起動論理を図９に示す。「ＲＰＶ９内の水位が規定値よりも低下した」という条件６５と「ドライウェル１９内の圧力が規定値よりも高くなった」という条件６６の両方が満たされ、かつ「低圧系ＥＣＣＳが起動している」という条件６８が成立した場合に「ＡＤＳ４９起動」という操作６７が実行される。
【００２７】
図１０にＲＨＲ系の停止時原子炉残留熱除去運転モード時の系統構成を示す。図１０は、図８から電動弁４１を閉操作、電動弁４３を開操作した状態である。ＲＰＶ９内の水を配管４４から配管４２を通してＲＨＲ系ポンプ４５に導き、前記ＲＨＲ系ポンプ４５で昇圧し、ＲＨＲ系熱交換器４６を通すことで冷却した上で配管４７を通して前記ＲＰＶ９へ戻す。前記ＲＨＲ系熱交換器４６には配管６１を通して冷却水が供給されており、配管６２から排出している。
【００２８】
図１１にＲＨＲ系の事故時格納容器冷却運転モード時の系統構成を示す。図１１は図８から電動弁６７と電動弁６８を閉操作し、電動弁６３と電動弁６４と電動弁６５と電動弁６６を開操作した状態である。Ｓ／Ｐの水を配管４２を通してＲＨＲ系ポンプ４５に導き、前記ＲＨＲ系ポンプ４５で昇圧した後配管６９及び配管７０を通して、それぞれスパージャ１０１及びスパージャ１０２から、ドライウェル１０５及びＳ／Ｃ２０へ放水する。
【００２９】
これら高圧系ＥＣＣＳと低圧系ＥＣＣＳのポンプ性能の関係を図１２に示す。図１２は横軸にポンプ流量、縦軸にポンプ揚程を示している。ＲＰＶに接続する配管の中小破断時に要求されるＥＣＣＳポンプの運転点が運転点９１であり、大破断時に要求されるＥＣＣＳポンプの運転点が運転点９２である。プラント出力を１００ＭＷｅ以下に低減することで低圧系ＥＣＣＳの必要流量を低減し、ＨＰＣＦ系ポンプの性能曲線９３がこの２点を通るようにすることを可能とした。これにより、前記Ｃ系ＥＣＣＳは低圧系ＥＣＣＳが必要なくなり、ＨＰＣＦ系１系統のみの構成とすることが可能となった。
【００３０】
一方、前記Ａ系ＥＣＣＳとＢ系ＥＣＣＳはＡＤＳ起動条件を強化し、低圧系ＥＣＣＳの起動圧力を従来の技術よりも高く設定することで高圧系ＥＣＣＳを削除可能とし、低圧系ＥＣＣＳであるＲＨＲ系のみの構成とした。前記ＡＤＳ起動条件の強化について図１３に示す。図１３は図９と同様にＡＤＳ起動論理を示した図である。すなわち、本発明では「ＲＰＶ９内の水位が規定値よりも低下した」という条件６５と「ドライウェル１９内の圧力が規定値よりも高くなった」という条件６６のいずれか一方が満たされ、かつ「低圧系ＥＣＣＳが起動している」という条件６８が成立した場合に「ＡＤＳ４９起動」という操作６７が実行されるようにした。
【００３１】
このようにＡＤＳ４９の起動条件が緩和されるため、ＲＰＶ９内圧力が高い状態でも前記ＡＤＳの起動と前記ＲＨＲ系（低圧系ＥＣＣＳ）による前記ＰＲＶ内への注水がより確実に行われるようになる。更に、低圧系ＥＣＣＳが起動する時のＲＰＶ内圧力の設定値を引き上げた。
【００３２】
なぜなら、ＲＰＶ９内の水位低下を検知すると直ちにポンプを起動し、前記ＲＰＶ９内への注水を開始できるＨＰＣＦ系と異なり、ＲＨＲ系は前記ＲＰＶ内の水位低下を検知してからＡＤＳ４９が起動して前記ＲＰＶ９内の圧力がＲＨＲ系の運転可能圧力になるまで下がってから起動して前記ＲＰＶ９内へ注水を行うため、ＨＰＣＦ系に比べて注水開始までの時間が若干必要だからである。そこでＲＨＲ系を起動するための前記ＲＰＶ内の圧力設定値を引き上げることにより、注水開始までの時間差を縮め、ＨＰＣＦ系のような高圧系ＥＣＣＳの設置の必要性を低減した。
【００３３】
以上のように、本発明ではＥＣＣＳの３つの各区分に高圧系ＥＣＣＳあるいは低圧系ＥＣＣＳの１系統のみずつ設置する構成のＥＣＣＳを備えた沸騰水型原子力発電所を提供する。
【００３４】
上述した本発明の主な特徴を挙げると、次の通りである。
【００３５】
第一の特徴は、ＥＣＣＳの構成を各電源区分に１系統のみずつの計３系統とし、そのうち２つ以上の系統でポンプから熱交換器を通してＲＰＶへ注水できる構成とすることである。
【００３６】
これにより、系統数を電源区分と同数まで減少させたＥＣＣＳで、かつ原子炉停止時に炉心で発生する崩壊熱を除去する機能と、事故時に格納容器を冷却する機能を備えたＥＣＣＳを備えた沸騰水型原子力発電所を提供できる。
【００３７】
第二の特徴は、ＥＣＣＳの構成を高圧系ＥＣＣＳが１系統、低圧系ＥＣＣＳが２系統の合計３系統である構成とし、「前記ＲＰＶ内水位が規定値よりも低いこと」、あるいは「前記ＰＣＶ内のドライウェルにおける圧力が規定値よりも高いこと」のいずれか一つが成立し、かつ「低圧系ＥＣＣＳが起動していること」が成立したことを前記ＡＤＳの起動条件とすることである。
【００３８】
これにより、高圧系ＥＣＣＳと低圧系ＥＣＣＳにより第一の手段を実現し、かつ通常運転中に前記ＲＰＶ内水位が過渡的に低下した時に前記ＲＰＶ内へ補給水を注水する機能を備えたＥＣＣＳ構成を提供できる。
【００３９】
第三の特徴は、第一の特徴で述べたＥＣＣＳ構成において、低圧系ＥＣＣＳの起動圧力を、高圧系ＥＣＣＳの起動圧力の１／２より大きく、通常時運転圧力約７ＭＰａ（ｇａｇｅ）より小さくすることである。
【００４０】
これにより、第二の特徴による作用に加え、ＲＰＶに接続する配管に破断が発生するなどの事故時に、低圧系ＥＣＣＳが高圧系ＥＣＣＳなみに速やかに前記ＲＰＶ内への注水を開始することが可能なＥＣＣＳを有する沸騰水型原子力発電所を提供する。
【００４１】
第四の特徴は、第一の特徴あるいは第二の特徴で述べたＥＣＣＳ構成において、発電所電気出力を１００万ＫＷｅ以下とすることである。
【００４２】
これにより、第一の特徴あるいは第二の特徴を実現する適当なプラント出力レベルの沸騰水型原子力発電所を提供できる。
【００４３】
【発明の効果】
本発明によれば、簡単な構成にして原子力発電プラントの経済性を向上させることができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】従来例に係るもので、ＲＰＶおよびＥＣＣＳの配管系統を全体的に示した概略図である。
【図２】従来例に係るもので、ＥＣＣＳを電源系との関連でまとめた概略図である。
【図３】従来例に係るもので、ＥＣＣＳポンプの性能曲線図である。
【図４】本発明の実施形態に係る実施例で、ＲＰＶおよびＥＣＣＳの配管系統を全体的に示した概略図である。
【図５】本発明の実施形態に係る実施例で、ＥＣＣＳを電源系との関連でまとめた概略図である。
【図６】従来例に係るもので、ＨＰＣＦ系の系統構成を示す図である。
【図７】従来例に係るもので、ＲＣＩＣ系の系統構成を示す図である。
【図８】従来例に係るもので、ＲＨＲ系のＲＰＶ注水モード時の系統構成を示す図である。
【図９】従来例に係るもので、ＡＤＳ系の起動原理を示すブロック図である。
【図１０】従来例に係るもので、ＲＨＲ系の停止時冷却モード時の系統構成を示す図である。
【図１１】従来例に係るもので、ＲＨＲ系の格納容器冷却モード時の系統構成を示す図である。
【図１２】本発明の実施形態に係る実施例で、ＥＣＣＳポンプの性能曲線図である。
【図１３】本発明の実施形態に係る実施例で、ＡＤＳ系の起動原理を示すブロック図である。
【符号の説明】
１，８１…ＥＣＣＳ、２，８２…Ａ系ＥＣＣＳ、３，８３…Ｂ系ＥＣＣＳ、４，８４…Ｃ系ＥＣＣＳ、８…原子炉格納容器、９…原子炉圧力容器（ＲＰＶ）、１０…復水貯蔵タンク、１１…サプレッションプール（Ｓ／Ｐ）、１３…高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ系）ポンプ、１９…ドライウェル、２０…圧力抑制室（Ｓ／Ｃ）、２１…主蒸気配管、２４…原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ系）タービン、３０…ＲＣＩＣ系ポンプ、４５…残留熱除去系（ＲＨＲ系）ポンプ、４６…ＲＨＲ系熱交換器、４９…自動減圧系（ＡＤＳ）、７３，９３…高圧系ＥＣＣＳポンプ性能曲線、７４，９４…低圧系ＥＣＣＳポンプ性能曲線、１０１…ドライウェルスパージャ、１０２…Ｓ／Ｃスパージャ。[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
In the present invention, water is poured into the RPV in an emergency where the piping of the reactor pressure vessel (RPV) is broken and the amount of water for cooling the reactor core in the RPV decreases beyond the range of transient changes assumed during normal operation. In particular, the present invention relates to a boiling water nuclear power plant equipped with an emergency core cooling system (ECCS) for cooling the core, and more particularly to a boiling water nuclear power plant having functions other than emergency water injection in ECCS.
[0002]
[Prior art]
The configuration of ECCS provided in a conventional boiling water nuclear power plant will be described.
[0003]
FIG. 1 shows the ECCS configuration of a conventional 1.35 million KWe class improved boiling water nuclear power plant (hereinafter referred to as ABWR). FIG. 2 schematically shows the ECCS configuration.
[0004]
The outline of the nuclear power plant shown in FIG. 1 will be described.
[0005]
A reactor pressure vessel (RPV) 9 having a fuel assembly in the core is accommodated so as to be entirely enclosed in a reactor containment vessel (PCV) 8. The internal space of the PCV 8 that stores the RPV 9 is divided into a dry well 19 and a pressure suppression chamber (S / C) 20. The dry well 19 is a space where the cooling water is discharged as an air-water mixture in the event of losing a large amount of cooling water in the RPV. The air-water mixture discharged to the dry well 19 is led to a pressure suppression pool (S / P) 11 in the S / C 20 through a vent pipe (not shown), and is cooled and condensed to increase the pressure in the PCV. Suppress.
[0006]
The condensate storage tank (CST) 10 placed outside the dry well 19 can also be placed in the dry well 19.
[0007]
The S / P 11 communicates with the RPV 9 through a pipe 42, a residual heat removal system (RHR system) pump 45, an RHR system heat exchanger 46, and a pipe 47. The RPV 9 has a flow path that returns to the RPV 9 again through the pipe 44, the pipe 42, the RHR pump 45, the RHR heat exchanger 46, and the pipe 47. These are each provided with three sections of power supply systems (A, B, C), and constitute a low-voltage ECCS.
[0008]
A reactor isolation cooling system (RCIC system) pump 30 driven by the turbine 24 injects water of CST 10 or S / P 11 into the RPV 9 through the pipe 26, the pipe 28, and the pipe 32. This belongs to the power supply system A. The HPCF pump 13 injects CST10 or S / P11 water into the RPV 9 via the pipe 26, the pipe 15, the pipe 14, and the pipe 18. The HPCF pump 13 is provided with two sections of a power supply system (B, C). The high-pressure core water injection system (RCIC system) pump 30 and the HPCF system pump 13 constitute a high-pressure ECCS.
[0009]
The above ABWR ECCS is designed not only to function as an emergency water injection facility but also to have several functions for regular use, and is designed to satisfy the following conditions: .
[0010]
First, the drive power for dynamic equipment such as pumps is supplied from three independent power sources, and second, the operating point for high pressure and low flow rate (necessary for small and medium breakage of piping connected to the RPV) Operational state, because the water level drops while the pressure inside the RPV remains high) and a low-pressure, high-flowing operating point (operating state required when the pipe connected to the RPV is severely ruptured. At the same time, the water level in the RPV decreases rapidly.) Third, it is possible to inject water at both, and thirdly, when a transient water level decrease in the RPV that may occur during normal operation occurs, The ability to operate at a low flow point and supply makeup water into the RPV, fourth, the ability to remove residual heat generated in the reactor when the reactor is shut down, and fifth, the ability to cool the PCV during an accident .
[0011]
A conventional ECCS for satisfying the above requirements will be described with reference to FIG.
[0012]
The ECCS 1 is composed of three sections: an A-system ECCS 2, a B-system ECCS 3, and a C-system ECCS 4. Drive power for dynamic devices such as the pumps 13, 30, 45 and motor valves shown in FIG. 1 is supplied from the A system power supply system 5, the B system power supply system 6, and the C system power supply system 7. The A system power system 5, the B system power system 6, and the C system power system 7 are independent power systems.
[0013]
The three sections have two systems, one for each of the high-pressure ECCS and the low-pressure ECCS. The A-system ECCS 2 includes a reactor isolation cooling system (RCIC system) as a high-pressure ECCS and a residual heat removal system (RHR system) as a low-pressure ECCS. The B-system ECCS 3 includes one high-pressure core water injection system (HPCF system) as a high-pressure ECCS and one RHR system as a low-pressure ECCS. The C-system ECCS 4 also includes one HPCF system as a high-pressure ECCS and one RHR system as a low-pressure ECCS.
[0014]
The relationship between the pump performance of these high-pressure ECCS and low-pressure ECCS is shown in FIG. FIG. 3 shows the pump flow rate on the horizontal axis and the pump head on the vertical axis. The operating point of the ECCS pump required when the pipe connected to the RPV is small or small is the operating point 71, and the operating point of the ECCS pump required when the pipe is connected to the RPV is the operating point 72. In other words, the ECCS may be constituted by a pump having a performance curve passing through these two points. However, since a pump having a performance curve that can cover both of the two operating points with one unit is difficult to manufacture and disadvantageous in terms of cost, the conventional technology uses a high-pressure ECCS pump (a pump having a performance curve 73). And a low pressure ECCS pump (a pump having a performance curve 74). As the power source configuration must be divided into three categories, the conventional technology had a total of 6 series of ECCS in the boiling water nuclear power plant.
[0015]
[Problems to be solved by the invention]
In the conventional technology, a boiling water nuclear power plant has a total of six systems as ECCS in order to satisfy the four requirements shown in the conventional technology. However, ECCS is not only a system that is basically not used during normal operation, but also a system with high equipment costs because a high safety grade is required. Therefore, it is economically disadvantageous to install a multi-system ECCS in one plant.
[0016]
In view of the above problems, an object of the present invention is to improve the economic efficiency of a nuclear power plant by making the number of ECCS systems as simple as possible.
[0017]
[Means for Solving the Problems]
The present invention is an emergency in which a pipe communicating with an RPV and flowing through a fluid such as water is broken and the amount of water for cooling the core in the RPV is reduced beyond the range of transient changes assumed during normal operation. Sometimes, in a boiling water nuclear power plant equipped with an emergency core cooling system (ECCS) that injects water into the RPV and cools the core, the ECCS has three systems each having one pump that injects water into the RPV. In addition, the drive power supply of each pump is an independent three-part power supply system, and at least two of the three systems are provided with heat exchangers that cool the cooling water injected into the RPV. .
[0018]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
Hereinafter, embodiments of the present invention will be described with reference to the drawings illustrating examples of the present invention. The embodiment of the present invention is shown in FIGS. 4, 5, 12, and 13, but the present invention will be explained in comparison with the conventional example in the main points.
[0019]
FIG. 4 shows an ECCS configuration of a 700,000 Kwe class improved boiling water nuclear power plant (about half the electrical output of the improved boiling water nuclear power plant shown in the prior art) as an embodiment of the present invention. Yes.
[0020]
FIG. 5 schematically shows the configuration of an ECCS that is an embodiment of the present invention. As in the prior art, the ECCS 81 is composed of three sections of an A-system ECCS 82, a B-system ECCS 83, and a C-system ECCS 84.
[0021]
Each of them supplies driving power for a dynamic device such as a pump or an electric valve from an A system power supply system 85, a B system power supply system 86, and a C system power supply system 87. The A-system power supply system 85, the B-system power supply system 86, and the C-system power supply system 87 are independent power supply systems. The A-system ECCS 82 includes one RHR system that is a low-pressure ECCS. The B-system ECCS 83 also includes one RHR system that is a low-pressure ECCS. The C ECCS 84 includes one HPCF system which is a high pressure ECCS. Therefore, there are only three ECCS in total.
[0022]
Here, in order to deepen the understanding of the present invention, the conventional examples shown in FIGS. 6, 7, 8, 9, 10, and 11 will be referred to.
[0023]
FIG. 6 shows the system configuration of the HPCF system. The water in the condensate storage tank (CST) 10 or the pressure suppression pool (S / P) 11 is led to the HPCF pump 13 through the pipe 12 or the pipe 15, respectively (this switching is performed by opening and closing the motorized valve 16 and the motorized valve 17). The pressure is increased by the pump 13 and then injected into the RPV through the pipe 14 and the pipe 18.
[0024]
FIG. 7 shows the system configuration of the RCIC system. The steam generated in the RPV 9 is guided to the turbine 24 directly connected to the RCIC pump 30 through the pipe 22 and the pipe 23 branched from the main steam pipe 21 and driven. Exhaust gas from the turbine 24 is discharged to the S / P 11 through a pipe 25. The RCIC pump 30 uses the water of CST10 or S / P11 as the water source through the pipe 26 and the pipe 28 (this switching is performed by opening and closing the motorized valve 27 and the motorized valve 29), respectively. The pressure is increased and injected into the RPV 9 through the pipe 31 and the pipe 32. The HPCF pump 13 and the RCIC pump 30 that are high-pressure ECCS are high-pump pumps that can inject water into the RPV even near the normal plant operating pressure.
[0025]
FIG. 8 shows the system configuration of the RHR system and the ADS during RPV water injection. The water of the S / P 11 is led to the RHR pump 45 through the pipe 42, and is pressurized by the RHR pump 45 and injected into the RPV 9 through the pipe 47. The RHR pump 45 is a low-pressure ECCS and is a low pressure pump that assumes that water is poured into the RPV 9 when the pressure inside the RPV 9 is near atmospheric pressure, so that water cannot be poured when the pressure inside the RPV 9 is high. In such a case, the RPV 9 internal pressure is reduced by the ADS 49 before the RHR pump 45 is started. The ADS forcibly opens the main steam relief valve 49 installed in the main steam pipe 21 that guides the steam generated in the RPV 9 to the turbine side by means of an accumulator. It is a system that discharges into P11.
[0026]
The activation logic of the ADS is shown in FIG. Both the condition 65 that “the water level in the RPV 9 has fallen below the specified value” and the condition 66 that “the pressure in the dry well 19 has become higher than the specified value” are satisfied, and “the low-pressure ECCS is activated. When the condition 68 of “Yes” is satisfied, the operation 67 of “ADS49 activation” is executed.
[0027]
FIG. 10 shows the system configuration in the reactor residual heat removal operation mode when the RHR system is stopped. FIG. 10 shows a state in which the motor-operated valve 41 is closed and the motor-operated valve 43 is opened from FIG. The water in the RPV 9 is led from the pipe 44 to the RHR pump 45 through the pipe 42, the pressure is increased by the RHR pump 45, and the water is cooled by passing through the RHR heat exchanger 46, and then returned to the RPV 9 through the pipe 47. Cooling water is supplied to the RHR heat exchanger 46 through a pipe 61 and is discharged from the pipe 62.
[0028]
FIG. 11 shows the system configuration in the RHR system containment vessel cooling operation mode during an accident. FIG. 11 shows a state in which the motor-operated valve 67 and the motor-operated valve 68 are closed from FIG. 8, and the motor-operated valve 63, the motor-operated valve 64, the motor-operated valve 65, and the motor-operated valve 66 are opened. The S / P water is led to the RHR pump 45 through the pipe 42, and after being pressurized by the RHR pump 45, the water is discharged from the sparger 101 and the sparger 102 to the dry well 105 and the S / C 20 through the pipe 69 and the pipe 70, respectively. .
[0029]
The relationship between the pump performance of these high-pressure ECCS and low-pressure ECCS is shown in FIG. FIG. 12 shows the pump flow rate on the horizontal axis and the pump head on the vertical axis. The operating point of the ECCS pump required when the pipe connected to the RPV is small or small is the operating point 91, and the operating point of the ECCS pump required when the pipe is connected to the RPV is the operating point 92. By reducing the plant output to 100 MWe or less, the required flow rate of the low-pressure ECCS is reduced, and the performance curve 93 of the HPCF pump can pass through these two points. This eliminates the need for the low-pressure ECCS for the C ECCS, and makes it possible to configure only one HPCF system.
[0030]
On the other hand, the A system ECCS and the B system ECCS strengthen the ADS start condition, and the high pressure ECCS can be deleted by setting the start pressure of the low pressure system ECCS higher than that of the prior art, and the RHR system is a low pressure system ECCS. Only the configuration was adopted. The strengthening of the ADS activation condition is shown in FIG. FIG. 13 is a diagram showing the ADS activation logic as in FIG. That is, in the present invention, either the condition 65 “the water level in the RPV 9 has dropped below the specified value” or the condition 66 “the pressure in the dry well 19 has become higher than the specified value” is satisfied, and When the condition 68 that “low-pressure ECCS is activated” is satisfied, an operation 67 “ADS 49 is activated” is executed.
[0031]
As described above, since the starting conditions of the ADS 49 are relaxed, the starting of the ADS and the water injection into the PRV by the RHR system (low pressure system ECCS) can be performed more reliably even when the pressure in the RPV 9 is high. Furthermore, the set value of the RPV internal pressure when the low-pressure ECCS is started up was raised.
[0032]
This is because, unlike the HPCF system, which starts the pump immediately upon detecting a decrease in the water level in the RPV 9, and can start water injection into the RPV 9, the RHR system detects the decrease in the water level in the RPV, and then the ADS 49 is activated. This is because, since the pressure in the RPV 9 is lowered until the pressure reaches the RHR system operable pressure and the water is injected into the RPV 9, it takes a little time to start water injection compared to the HPCF system. Therefore, by raising the pressure set value in the RPV for starting the RHR system, the time difference until the start of water injection was reduced, and the necessity of installing a high-pressure system ECCS such as the HPCF system was reduced.
[0033]
As described above, the present invention provides a boiling water nuclear power plant including an ECCS having a configuration in which only one system of a high-pressure ECCS or a low-pressure ECCS is installed in each of the three sections of the ECCS.
[0034]
The main features of the present invention described above are as follows.
[0035]
The first feature is that the ECCS has a total of three systems, one for each power supply section, and two or more of them can be injected into the RPV from the pump through the heat exchanger.
[0036]
With this, boiling with ECCS with the number of systems reduced to the same number as the power supply category, and with the function of removing decay heat generated in the core when the reactor is shut down and the function of cooling the containment vessel in the event of an accident Can provide water nuclear power plants.
[0037]
The second feature is that the ECCS is composed of one high-pressure ECCS and two low-pressure ECCS for a total of three systems, and the “water level in the RPV is lower than a specified value” or “the PCV The ADS activation condition is that any one of “the pressure in the dry well is higher than a predetermined value” and that “the low-pressure ECCS is activated” is established.
[0038]
This realizes the first means by the high-pressure system ECCS and the low-pressure system ECCS, and an ECCS configuration having a function of injecting makeup water into the RPV when the water level in the RPV decreases transiently during normal operation. Can provide.
[0039]
The third feature is that, in the ECCS configuration described in the first feature, the starting pressure of the low pressure ECCS is larger than ½ of the starting pressure of the high pressure ECCS and smaller than the normal operating pressure of about 7 MPa (gage). That is.
[0040]
As a result, in addition to the effects of the second feature, the low pressure ECCS can start water injection into the RPV as quickly as the high pressure ECCS in the event of a break in the piping connected to the RPV. A boiling water nuclear power plant having an ECCS is provided.
[0041]
The fourth feature is that the electrical output of the power plant is set to 1 million KWe or less in the ECCS configuration described in the first feature or the second feature.
[0042]
Thereby, the boiling water nuclear power plant of the suitable plant output level which implement | achieves the 1st characteristic or the 2nd characteristic can be provided.
[0043]
【The invention's effect】
According to the present invention, the economic efficiency of a nuclear power plant can be improved with a simple configuration.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 relates to a conventional example, and is a schematic diagram showing an entire RPV and ECCS piping system.
FIG. 2 relates to a conventional example, and is a schematic diagram in which ECCS is summarized in relation to a power supply system.
FIG. 3 is a performance curve diagram of an ECCS pump according to a conventional example.
FIG. 4 is a schematic diagram showing an overall RPV and ECCS piping system in an example according to an embodiment of the present invention.
FIG. 5 is a schematic diagram illustrating ECCS in relation to a power supply system in an example according to an embodiment of the present invention.
FIG. 6 is a diagram illustrating a system configuration of an HPCF system according to a conventional example.
FIG. 7 is a diagram showing a system configuration of an RCIC system according to a conventional example.
FIG. 8 is a diagram showing a system configuration in an RHR RPV water injection mode according to a conventional example.
FIG. 9 is a block diagram illustrating the activation principle of an ADS system according to a conventional example.
FIG. 10 relates to a conventional example and is a diagram showing a system configuration in an RHR system stop-time cooling mode.
FIG. 11 relates to a conventional example and is a diagram showing a system configuration in an RHR containment vessel cooling mode.
FIG. 12 is a performance curve diagram of an ECCS pump in an example according to the embodiment of the present invention.
FIG. 13 is a block diagram showing an activation principle of an ADS system in an example according to the embodiment of the present invention.
[Explanation of symbols]
DESCRIPTION OF SYMBOLS 1,81 ... ECCS, 2,82 ... A system ECCS, 3,83 ... B system ECCS, 4,84 ... C system ECCS, 8 ... Reactor containment vessel, 9 ... Reactor pressure vessel (RPV), 10 ... Recovery Water storage tank, 11 ... suppression pool (S / P), 13 ... high pressure core water injection (HPCF) pump, 19 ... dry well, 20 ... pressure suppression chamber (S / C), 21 ... main steam piping, 24 ... Reactor isolation cooling system (RCIC system) turbine, 30 ... RCIC system pump, 45 ... Residual heat removal system (RHR system) pump, 46 ... RHR system heat exchanger, 49 ... Automatic decompression system (ADS), 73, 93 ... high-pressure ECCS pump performance curve, 74, 94 ... low-pressure ECCS pump performance curve, 101 ... dry well sparger, 102 ... S / C sparger.

Claims

炉心に燃料集合体が備わる原子炉圧力容器（ＲＰＶ）と、該ＲＰＶを全体的に包み、かつＲＰＶから放射性物質が放出されても、その放射性物質が外部に漏れないように封ずる気密容器としての機能を有する原子炉格納容器（ＰＣＶ）と、復水貯蔵タンクと、圧力抑制プールと、前記ＲＰＶ、前記復水貯蔵タンク、および前記圧力抑制プールを連通し、かつ水等の流体を流通する配管と、非常時に前記ＲＰＶ内の圧力を下げるように作動する自動減圧系（ＡＤＳ）とを有し、前記配管が破断して前記ＲＰＶ内の炉心を冷却する水量が通常運転中に想定される過渡変化の範囲を越えて減少するような非常時には、前記ＲＰＶに注水して前記炉心を冷却する非常用炉心冷却システム（ＥＣＣＳ）が備えられる沸騰水型原子力発電所において、
前記ＥＣＣＳは、前記ＲＰＶに注水するポンプを夫々１台づつ備える３つの系統を有し、かつ各ポンプの駆動電源はそれぞれ独立した３区分の別電源系とし、前記３つの系統のうち、少なくとも２系統には前期ＲＰＶに注水される冷却水を冷やす熱交換器を備え、
前記ＥＣＣＳは、１系統を高圧系とし、残り２系統を低圧系とし、高圧系には高圧仕様のポンプを、低圧系には低圧仕様のポンプを用い、
前記高圧系のＥＣＣＳによるＲＰＶ内への注水は、ＲＰＶ内の圧力が通常運転中の圧力に等しいときでも可能とし、前記低圧系のＥＣＣＳによるＲＰＶ内への注水は、ＲＰＶ内の圧力が通常運転中の１／２以下で可能とし、前記ＡＤＳが作動する条件は、「前記ＲＰＶ内水位が規定値よりも低く」あるいは「前記ＲＰＶを格納する前記ＰＣＶ内（ドライウェル）の圧力が規定値よりも高く」、しかも「前記低圧系ＥＣＣＳが起動している」ときに成立することを特徴とする沸騰水型原子力発電所。A reactor pressure vessel (RPV) having a fuel assembly in the core, and an airtight vessel that encloses the RPV as a whole and seals the radioactive material so that it does not leak to the outside even if the radioactive material is released from the RPV. A reactor containment vessel (PCV) having the functions of: a condensate storage tank, a pressure suppression pool, the RPV, the condensate storage tank, and the pressure suppression pool, and a fluid such as water is distributed. It has an automatic decompression system (ADS) that operates to lower the pressure in the RPV in an emergency, and an amount of water that cools the reactor core in the RPV when the piping breaks is assumed during normal operation. In the case of an emergency that decreases beyond the range of transient change, in a boiling water nuclear power plant equipped with an emergency core cooling system (ECCS) that injects water into the RPV to cool the core,
The ECCS has three systems each having one pump for injecting water into the RPV, and the drive power supply of each pump is an independent three-part separate power supply system, and at least two of the three systems are used. The system is equipped with a heat exchanger that cools the cooling water poured into the RPV in the previous term,
In the ECCS, one system is a high pressure system, the remaining two systems are low pressure systems, a high pressure pump is used for the high pressure system, and a low pressure pump is used for the low pressure system.
Water injection into the RPV by the high pressure ECCS is possible even when the pressure in the RPV is equal to the pressure during normal operation, and water injection into the RPV by the low pressure ECCS is performed when the pressure in the RPV is normal operation. The ADS is operated under the condition that the water level in the RPV is lower than a specified value or the pressure in the PCV (dry well) storing the RPV is lower than a specified value. Boiling water nuclear power plant, which is established when “the low-pressure system ECCS is activated”.

請求項１に記載されているものにおいて、
前記低圧系ＥＣＣＳが起動する圧力は、前記高圧系ＥＣＣＳが起動する圧力の１／２より大きく、通常運転時の圧力より低い値であることを特徴とする沸騰水型原子力発電所。What is described in claim 1
The boiling water nuclear power plant is characterized in that the pressure at which the low-pressure ECCS is activated is greater than ½ of the pressure at which the high-pressure ECCS is activated and lower than the pressure during normal operation.

請求項１または２に記載されている沸騰水型原子力発電所において、
発電所発電出力が１００万ＫＷｅ以下であることを特徴とする沸騰水型原子力発電所。In the boiling water nuclear power plant according to claim 1 or 2 ,
A boiling water nuclear power plant characterized in that the power generation output of the power plant is 1 million KWe or less.