JP4374243B2 - Spent fuel storage facility in boiling water nuclear power plant - Google Patents
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Description
本発明は、沸騰水型原子力発電プラント内で使用済燃料を安全に貯蔵する設備に関する。 The present invention relates to equipment for safely storing spent fuel in a boiling water nuclear power plant.
原子力発電プラントには、大別して、沸騰水型原子力発電プラントと加圧水型原子力発電プラントが存在している。加圧水型原子力発電プラントには加圧水型原子炉が採用され、その加圧水型原子炉は通常運転時において原子炉容器内にほう酸の濃度を調整したほう酸水を注入して出力が調整される。そのため、加圧水型原子炉の原子炉容器内の核燃料はほう酸水に浸されている。 A nuclear power plant is roughly divided into a boiling water nuclear power plant and a pressurized water nuclear power plant. A pressurized water nuclear power plant employs a pressurized water nuclear reactor, and the pressurized water nuclear reactor is adjusted in power by injecting boric acid water whose boric acid concentration is adjusted into the reactor vessel during normal operation. Therefore, the nuclear fuel in the reactor vessel of the pressurized water reactor is immersed in boric acid water.
その加圧水型原子炉の核燃料を原子炉容器から取出して使用済燃料貯蔵プールに水中移動させて貯蔵する際に、原子炉容器内と使用済燃料貯蔵プールは連通されるので、使用済燃料貯蔵プールのプール水もほう酸水とされ、そのほう酸水に浸されて貯蔵されることになる。 When the nuclear fuel of the pressurized water reactor is removed from the reactor vessel and moved to the spent fuel storage pool for storage, the spent fuel storage pool is communicated with the reactor vessel. The pool water is also boric acid water and is stored by being immersed in the boric acid water.
このような、加圧水型原子力発電プラントでの使用済燃料貯蔵プールは、ほう素濃度約2,700ppmのほう酸水で満たし、定期的にほう素濃度を分析し、貯蔵中の核燃料が十分な未臨界性を確保できるようにしている(例えば、非特許文献2,3参照)。
The spent fuel storage pool in such a pressurized water nuclear power plant is filled with boric acid with a boron concentration of about 2,700 ppm, analyzed periodically for boron concentration, and subcriticality with sufficient nuclear fuel during storage. (See, for example, Non-Patent
その一方、沸騰水型原子力発電プラントは、沸騰水型原子炉が採用され、その沸騰水型原子炉は通常運転時において原子炉容器内の炉心への制御棒の挿入度合いと原子炉再循環ポンプによる炉心流量を調整して出力が調整される。そのため、通常運転時には沸騰水型原子炉の原子炉容器内の核燃料はほう酸水に浸されることは無く、軽水で浸されている。 On the other hand, the boiling water nuclear power plant employs a boiling water reactor, and the boiling water reactor is inserted into the reactor core in the reactor vessel during normal operation and the reactor recirculation pump. The power is adjusted by adjusting the core flow rate. Therefore, during normal operation, the nuclear fuel in the reactor vessel of the boiling water reactor is not immersed in boric acid water, but is immersed in light water.
その沸騰水型原子炉の核燃料を原子炉容器から取出して水中移動させてプールゲートを通過させて使用済燃料貯蔵プール内に貯蔵する際に、原子炉容器内と使用済燃料貯蔵プールは連通されるので、使用済燃料貯蔵プールのプール水も水とされ、その水に浸されて貯蔵されることになる。その使用済燃料貯蔵プールはステンレスのライナ張りとなっていて、使用済核燃料はプール底に固定された使用済燃料貯蔵ラックに収納される。使用済燃料貯蔵プール内の核燃料の収納配列は、未臨界となるように設計されている(例えば、非特許文献1,3参照)。
When the nuclear fuel of the boiling water reactor is removed from the reactor vessel, moved underwater, passed through the pool gate and stored in the spent fuel storage pool, the reactor vessel and the spent fuel storage pool are communicated with each other. Therefore, the pool water of the spent fuel storage pool is also used as water, and is immersed in the water and stored. The spent fuel storage pool is lined with a stainless steel liner, and spent nuclear fuel is stored in a spent fuel storage rack fixed to the bottom of the pool. The nuclear fuel storage arrangement in the spent fuel storage pool is designed to be subcritical (see, for example, Non-Patent
また、沸騰水型原子力発電プラントの使用済燃料貯蔵プールには、その使用済燃料貯蔵プールの水を浄化し冷却するプール冷却浄化系が装備されている。その上、沸騰水型原子力発電プラントには、制御棒による原子炉の制御が困難な場合にほう酸水を原子炉圧力容器内に注入して核燃料をほう酸水に浸し、核燃料の未臨界状態を維持させるようにするほう酸水注入系を備えている。 The spent fuel storage pool of the boiling water nuclear power plant is equipped with a pool cooling and purification system that purifies and cools the water in the spent fuel storage pool. In addition, in boiling water nuclear power plants, when it is difficult to control the reactor with control rods, boric acid water is injected into the reactor pressure vessel and the nuclear fuel is immersed in boric acid water to maintain the subcritical state of the nuclear fuel. A boric acid water injection system is provided.
また、使用済燃料貯蔵プールの中にある、使用済燃料貯蔵ラックの材料にほう素を混合することにより、その使用済燃料貯蔵ラックの中性子吸収能力を高める技術が知られている(例えば、特許文献1参照)。 In addition, a technique for increasing the neutron absorption capacity of the spent fuel storage rack by mixing boron with the spent fuel storage rack material in the spent fuel storage pool is known (for example, patents). Reference 1).
従来、沸騰水型原子力発電プラントにおいては、使用済燃料貯蔵プール内の水をプール水冷却浄化系で冷却・浄化して使用済燃料貯蔵プール内で核燃料が発する熱を除去している。そして、使用済燃料貯蔵プール内で使用済燃料は使用済燃料貯蔵ラックにより、核燃料が未臨界となるような間隔が保たれ、かつ使用済燃料貯蔵プール内の水により放射線の遮へいが十分に行われていることから、加圧水型原子力発電プラントのように、使用済燃料から発生する中性子を吸収するほう酸は冷却水中に添加していない。 Conventionally, in a boiling water nuclear power plant, water in a spent fuel storage pool is cooled and purified by a pool water cooling and purification system to remove heat generated by the nuclear fuel in the spent fuel storage pool. The spent fuel in the spent fuel storage pool is kept at an interval where the nuclear fuel becomes subcritical by the spent fuel storage rack, and radiation in the spent fuel storage pool is sufficiently shielded from radiation. Therefore, unlike the pressurized water nuclear power plant, boric acid that absorbs neutrons generated from spent fuel is not added to the cooling water.
このような沸騰水型原子力発電プラントの使用済燃料貯蔵プール内で、使用済燃料貯蔵ラック中の核燃料や使用済燃料貯蔵ラックに、航空機の墜落などにより、設計上考えられる範囲では起こり得ないほどの大きな力が加わった場合や、作業員の手順の不遵守などによる重大な操作誤りがあった場合、使用済燃料貯蔵ラックや貯蔵している核燃料が損傷に至り、臨界量以上の核燃料物質が使用済燃料貯蔵燃料プール内で一箇所に集まり、結果として集まった核燃料物質により核反応が起こる臨界事故に至る可能性は限りなく低いものであり、現状の設備で十分安全なものである。 In such a spent fuel storage pool of a boiling water nuclear power plant, the nuclear fuel in the spent fuel storage rack and the spent fuel storage rack may not occur within the range that can be considered in the design due to the crash of the aircraft. If a large amount of power is applied, or if there is a serious operational error due to non-compliance with the operator's procedures, the spent fuel storage rack and stored nuclear fuel will be damaged, and more than a critical amount of nuclear fuel material will be The possibility of reaching a criticality accident where the nuclear fuel material gathers at one place in the spent fuel storage fuel pool and the nuclear fuel material collected as a result is extremely low, and it is sufficiently safe with the current equipment.
しかし、使用済燃料貯蔵プールでの過酷な事象による臨界事故を防止する設備を備えることで、工学的な安全以上の安心を担保するという立場で考えた時、沸騰水型原子力発電プラントにおいても使用済燃料貯蔵プール中に、臨界事故を防止するという観点で緊急時に速やかに偏在無くほう酸水を使用済燃料貯蔵プールに注入できる設備を備えることが好ましい。 However, it is also used in boiling water nuclear power plants when it is considered to secure safety beyond engineering safety by providing equipment that prevents criticality accidents due to severe events in the spent fuel storage pool. In the spent fuel storage pool, it is preferable to provide a facility capable of quickly injecting boric acid water into the spent fuel storage pool without being unevenly distributed in an emergency from the viewpoint of preventing a criticality accident.
したがって、本発明の目的は、沸騰水型原子力発電プラントの使用済燃料貯蔵プール内に使用済燃料を安全に貯蔵する使用済燃料貯蔵設備を提供することにある。 Accordingly, an object of the present invention is to provide a spent fuel storage facility for safely storing spent fuel in a spent fuel storage pool of a boiling water nuclear power plant.
本発明の目的を達成するための手段は、使用済燃料貯蔵プールと、前記使用済燃料貯蔵プールに散水する散水設備と、原子炉圧力容器内へほう酸水を注入するほう酸水注入系及び前記散水設備に接続され前記ほう酸水を前記散水設備へ供給するように導く配管と、
前記配管に設けられ、前記散水設備への前記ほう酸水の供給及び停止を行う開閉弁と、
を備えた沸騰水型原子力発電プラントにおける使用済燃料貯蔵設備である。
Means for achieving the object of the present invention includes a spent fuel storage pool, a sprinkling facility for sprinkling water into the spent fuel storage pool, a boric acid water injection system for injecting boric acid water into a reactor pressure vessel, and the sprinkling. A pipe connected to the facility and leading to supply the boric acid water to the watering facility;
An on- off valve provided in the pipe for supplying and stopping the boric acid water to the watering facility;
Is a spent fuel storage facility in a boiling water nuclear power plant equipped with
本発明によれば、沸騰水型原子力発電プラントの使用済燃料貯蔵プール内で使用済燃料が臨界状態或いは臨界状態を引き起こす条件が発生した際、使用済燃料貯蔵プール内にほう酸水を散水状態で偏在無く注入し、そのほう酸水で臨界状態に成ろうとすることを抑制して、安全に使用済燃料を貯蔵することができる。 According to the present invention, when a condition that causes the spent fuel to become critical or critical in the spent fuel storage pool of the boiling water nuclear power plant occurs, boric acid water is sprinkled into the spent fuel storage pool. It is possible to safely inject spent fuel by injecting without uneven distribution and suppressing the boric acid water from reaching a critical state.
沸騰水型原子力発電プラントの使用済燃料貯蔵プール1と、前記使用済燃料貯蔵プール1のプール水面45下と成る位置に装備された使用済燃料貯蔵ラック46と、前記使用済燃料貯蔵プール1のプール水の水面45上に散水する複数の散布ノズル84と、前記散布ノズル84に、ほう酸を含む水、即ちほう酸水を配管81を通じて供給するほう酸水注入系とを備えている。
A spent
このような使用済燃料の貯蔵設備にあっては、使用済燃料貯蔵プール1内の使用済の核燃料の反応が臨界状態乃至は臨界状態へ推移していく状態になった場合には、ほう酸水注入系から配管81を通じてほう酸水が散水ノズル84に供給され、そのほう酸水は散水ノズル84から使用済燃料貯蔵プール1のプール水面45へ広角に散水され、偏在無くほう酸水が使用済燃料貯蔵プール1内に注水される。使用済燃料貯蔵プール1内に注水されたほう酸水には中性子吸収体であるほう酸が含まれているので、使用済燃料貯蔵プール1で多くの中性子は吸収されて使用済燃料の臨界状態や臨界状態への移行を阻止でき、安全な使用済の核燃料の貯蔵状態が維持できる。
In such a spent fuel storage facility, when the reaction of the spent nuclear fuel in the spent
沸騰水型原子力発電プラントの原子炉建屋内には、原子炉格納容器が他の区画と隔離して建設されている。その原子炉格納容器内には、軽水が入れられた原子炉圧力容器100が格納されている。その原子炉圧力容器100内には核燃料が装荷されている炉心が設置されているので、沸騰水型原子力発電プラントの運転時には、炉心で軽水が加熱されて蒸気とされ、図示していない配管を経由してタービン発電機へ駆動蒸気として供給される。
In the reactor building of the boiling water nuclear power plant, a containment vessel is constructed separately from other compartments. In the reactor containment vessel, a
原子炉格納容器の上方で、原子炉建屋内には、図1のように、原子炉ウエル9と使用済燃料貯蔵プール1(以下、単に燃料プール1と称する。)と蒸気乾燥器・気水分離器ピット10が設けられている。その原子炉ウエル9は、原子炉圧力容器100の上蓋を開けると、原子炉圧力容器100内とつながる。原子炉ウエル9と燃料プール1と蒸気乾燥器・気水分離器ピット10ともに水を入れてプールとすることのできる構成となっている。
Above the reactor containment vessel, in the reactor building, as shown in FIG. 1, a reactor well 9, a spent fuel storage pool 1 (hereinafter simply referred to as a fuel pool 1), a steam dryer, and steam
その原子炉ウエル9と燃料プール1とは普段は燃料プールゲートを介して水密に隔てられている。その燃料プールゲートを原子炉ウエル9と燃料プール1との間から外すと原子炉ウエル9と燃料プール1とが連通する状態となる。
The reactor well 9 and the
その燃料プール1内には、燃料プール1の底に使用済燃料貯蔵ラック46(以下、単にラック46と称する。)が設置されている。そのラック46は、燃料プール1の水面45下に存在し、ラック46上端からその水面45との上下間隔(水面45からラック上端までの水深)は、ラック46内に貯蔵された使用済の核燃料から発せられる放射線を十分に遮蔽できる水深とされる。
In the
燃料プール1には、燃料プール1からオーバーフローしてきたプール水を受け入れるスキマサージタンク2,3が接続されている。そのスキマサージタンク2,3には、燃料プール冷却浄化系(以下、FPC系とも言う。)が接続されている。そのFPC系の系統構成は以下のとおりである。
To the
即ち、スキマサージタンク2,3には開閉弁44,30,31を介してポンプ4,5の吸込口が配管で接続され、そのポンプ4,5の吐出口には逆止弁11,12と開閉弁13,14,15,16とを介してろ過脱塩器6の入口が配管39で接続される。そのろ過脱塩器6と並列に配置された開閉弁18,19がそのろ過脱塩器6の入口側から出口側へバイパスする配管47,48,49の途中に設けられる。そのろ過脱塩器6の出口には、熱交換器7,8の一次流体入口、即ち熱交換器の伝熱管内に通じる高温流体入口、との間で開閉弁20,21を介して配管40で接続される。その熱交換器7,8の一次流体出口、即ち熱交換器7,8の伝熱管内に通じる流体出口には、燃料プール1の水面45下と逆止弁24,25及び開閉弁22,23を介して配管41で接続される。その熱交換器7,8の二次流体入口側及び出口側、即ち熱交換器7,8の伝熱管外の胴側内に通じる低温流体入口及び出口には、一次側流体と熱交換させる冷却水を熱交換器7,8に出入りさせる原子炉補機冷却系(以下、RCWとも言う。)の配管が開閉弁32,33,34,35を介して接続されている。
That is, the suction ports of the
尚、残留熱除去系(以下、RHRとも言う。)がFPC系に配管42,43で開閉弁
36,38や逆止弁37を介して接続されている。そのRHRはFPC系の熱交換器7,8が休止状態又はその熱交換器7,8では十分に冷却できない場合に、RHRで燃料プール1のプール水を冷却するためのFPC系のバックアップとして用いられる。これら、
RCWやRHRは原子力発電プラントに既存設備として装備されている。
A residual heat removal system (hereinafter also referred to as RHR) is connected to the FPC system via
RCW and RHR are installed in nuclear power plants as existing equipment.
一方、沸騰水型原子力発電プラントには、炉心内の核燃料の核反応を制御棒で制御できなくなった場合に、原子炉圧力容器100内へほう酸水を注入するほう酸水注入系(以下、単にSLC系とも言う。)が装備されている。そのSLC系は以下の系統構成を備えている。
On the other hand, in a boiling water nuclear power plant, a boric acid water injection system (hereinafter simply referred to as SLC) that injects boric acid water into the
即ち、原子炉格納容器外の原子炉建屋内には、ほう酸水が貯蔵されているほう酸水貯蔵タンク51が設置されている。そのほう酸水貯蔵タンク51には、開閉弁55,56,
57,58を介してポンプ52,53の吸込口が接続され、そのポンプ52,53の吐出口は逆止弁59,60と開閉弁61,62を介して配管72が接続される。その配管72には更に開閉弁63,64と逆止弁65,66とを介して配管73の一端が接続され、その配管73の他端は高圧炉心注水系の逆止弁68と開閉弁67との間の配管に接続されている。この高圧炉心注水系は原子炉圧力容器100に接続されている非常用炉心冷却系の一系統で、非常時の炉心冷却のために原子炉圧力容器100内に冷却水を注入するものである。また、SLC系には配管72から分岐した配管74で開閉弁70,71を介して接続されたテストタンク54を備えている。このテストタンク54内の水は、SLC系の試験時に、ポンプ52,53でテストタンク内の液体を配管74を通じて循環させることができる。
That is, a boric acid
The suction ports of the
SLC系の配管72には配管81の一端が接続され、配管81の他端は散水設備として採用した複数の散布ノズル84に接続されている。その配管81の途中には、開閉弁82,83が設置されている。散布ノズル84は広角に液体を散布できる機能を有し、燃料プール1の水面45よりも上に散布方向を燃料プール1の水面45に向けて配備されている。それら複数個の散布ノズル84の配置は、散布ノズル84から散布されたほう酸水が燃料プール1の水面45下に偏在無く行き渡るように配慮して設定されている。少なくとも散布されたほう酸水が燃料プール1内のラック46の内側に偏在無く行き渡るように配慮して複数個の散布ノズル84の配置が設定される。
One end of a
このような沸騰水型原子力発電プラントにおいて、使用済の核燃料を炉心から燃料プール1に移して貯蔵する場合には、先ず、原子炉ウエル9に水を張って、原子炉圧力容器
100の上蓋を開ける。その後に、原子炉建屋内の天井クレーンで燃料プールゲートを吊り上げて燃料プール1と原子炉ウエル9との間から撤去する。このようにすると、燃料プールゲートの撤去跡に水路が形成されて燃料プール1と原子炉ウエル9との間がその水路でつながる。
In such a boiling water nuclear power plant, when the spent nuclear fuel is transferred from the core to the
その後に、原子炉建屋内の燃料交換機で原子炉圧力容器100内の炉心から使用済の核燃料を引き上げ、燃料交換機の走行移動によって燃料プールゲートの撤去跡の水路を通過させて燃料プール1に移動させ、燃料プール1内のラック46内に吊り降ろす。この間、燃料交換機で吊った核燃料は原子炉ウエルや燃料プール1や水路の水面から上には露出させず、移動中の核燃料からの放射線は水遮蔽効果によって放射線遮蔽が十分にはかられる。このような核燃料の移送とラック46への貯蔵とが済んだなら、燃料交換機は次の核燃料を貯蔵するために同様な行為を繰り返して実施する。
After that, the spent nuclear fuel is pulled up from the core in the
ラック46に収納された状態で貯蔵されている核燃料は、まだ核反応する能力が残存しているので、燃料プール1内のプール水を加熱する。そのため核燃料で加熱された燃料プール1内のプール水は上昇してスキマサージタンク2,3内に流入する。スキマサージタンク2,3内に流入したプール水は、各開閉弁44,30,31,13,14,15,
16,17,20,21,22,23,26,27が開かれ各開閉弁38,18,19,36が閉じられている状態なので、ポンプ4,5を作動させると、ろ過脱塩器6に配管
39を通じて圧送され、そのろ過脱塩器6で浄化される。
Since the nuclear fuel stored in the
16, 17, 20, 21, 22, 23, 26, 27 are opened and the on-off
ろ過脱塩器6で浄化されたプール水は一次側流体(高温流体)として熱交換器7,8に入り、熱交換器7,8内の伝熱管内を流れ、熱交換器7,8の一次側流体出口から配管
41内に流出する。その熱交換器7,8の二次側流体入口には、開閉弁32,33,34,35が開かれているので、RCWから供給されてくる冷却水が入り、熱交換器7,8内の伝熱管の管外、即ち熱交換器7,8の胴内に入る。このRCWから供給されてくる冷却水はプール水よりも低温であるので、熱交換器7,8の伝熱管内を流れるプール水は伝熱管の管外側を流れる冷却水と熱交換して冷却される。一方、その熱交換で昇温したRCWの冷却水は熱交換器7,8の二次側流体の出口から排出されてRCWに戻され、再度冷却されて使用される。
The pool water purified by the
このように熱交換器7,8で冷却されたプール水は配管41を通じて燃料プール1内の底近くに吐出されて戻される。冷却されたプール水が燃料プール1に戻されると、その冷却後のプール水はラック46内の核燃料から熱を奪って上昇し、スキマサージタンク2,3内に再度入る。このようにして、燃料プール1のプール水はFPC系によって循環させられて浄化と冷却とを受ける。したがって、燃料プール1内のプール水は水質と水温が適切に維持される機能をFPC系が提供している。
Thus, the pool water cooled by the
このようなFPC系の機能は原子炉圧力容器100の上蓋が閉じられて原子炉ウエル9内の水が抜かれ、更には燃料プールゲートが燃料プール1と原子炉ウエル9との間に再度設置されて両者の連通が遮断された後においても継続される。即ち、沸騰水型原子力発電プラントが稼働した後においてもFPC系は作動して燃料プール1のプール水の水温と水質が適切に維持される。尚、FPC系単独ではプール水の温度を適切に低下できないようであれば、開閉弁36,38を開いてスキマサージタンク2,3内のプール水をスキマサージタンク2,3からRHR系に入れてRHR系によってもプール水を冷却して配管42へ冷却後のプール水を戻して燃料プール1内に戻し入れるようにする。
Such an FPC system function is such that the top cover of the
燃料プール1に貯蔵された核燃料の核反応が十分安全な未臨界状態である場合には、開閉弁82,83を閉じてSLC系からほう酸水を散布ノズルが受け無いようにする。制御棒による炉心内の核燃料の核反応度を制御できない状態の場合には、原子炉圧力容器100内にほう酸水を注入せざる得ないが、その場合には、開閉弁82,83を閉じ、開閉弁
55,56,57,58,61,62,63,64,67を開いた状態でポンプ52,
53を作動させることによりSLC系を作動させる。SLC系が作動すると、ほう酸水貯蔵タンク51内のほう酸水がポンプ52,53によって配管72,73を通じて原子炉圧力容器100内に注入され、原子炉圧力容器100内の核燃料の核反応がほう酸水に含まれるほう酸によって抑制されて安全な状態となる。
When the nuclear reaction of nuclear fuel stored in the
Activating 53 activates the SLC system. When the SLC system is activated, the boric acid water in the boric acid
また、次のような場合にもSLC系が作動させられる。即ち、使用済の核燃料は燃料プール1内のラック46に収納することによって、隣接し合う核燃料間の間隔を核燃料の核反応が臨界状態となることを防止できる間隔に維持している。しかし、何等かの外部からの衝撃でラック46が破損した場合や核燃料が崩れて核燃料が部分的に集まってしまった場合などにおいては、燃料プール1内で貯蔵していた核燃料同士の間隔が適切に保てずに接近し合う場合が想定される。そのような場合には、燃料プール1内で貯蔵していた核燃料の核反応が増して臨界状態に達しようとする。
The SLC system is also activated in the following cases. That is, the spent nuclear fuel is stored in the
このような場合には、図2のように、開閉弁55,56,57,58,61,62,
82,83を開き、開閉弁63,64,69,70,71を閉じた状態にして、ポンプ
52,53を作動させる。そのポンプ52,53が作動すると、ほう酸水貯蔵タンク51内のほう酸水がポンプ52,53によって配管81内に圧送される。配管81内に圧送されたほう酸水は、複数の各散布ノズル84に供給され、各散布ノズル84から燃料プール1のプール水の水面45に広角に散水される。そのため、散水されたほう酸水は、燃料プール1内のプール水に偏在することなく混ざって燃料プール1内におけるほう酸濃度の偏在が生じないようにほう酸水を燃料プール1内に行き渡らせることができる。このように成ると、ほう酸水に含まれているほう酸が中性子を吸収して燃料プール1内の核燃料の核反応を抑制する。そのため、核燃料の核反応の臨界状態が回避できる。
In such a case, as shown in FIG. 2, the on-off
The
ほう酸水が燃料プール1内に散布された場合には、FPC系については図1の状態から図2の状態のように、FPC系の開閉弁15,17は閉じられ、開閉弁18,19が開かれ、その他の状態は変化させない。そのため、燃料プール1からスキマサージタンク2,3内にプール水に同伴されて流入したほう酸水は、ポンプ4,5で配管39からろ過脱塩器6をバイパスして配管40に送られ、熱交換器7,8で冷却された後に配管41を通じて燃料プール1内に戻される。このように燃料プール1内に戻されたほう酸水は配管41から燃料プール1内に吐出された勢いで攪拌されて偏在無くプール水に混在してゆく。このようにしてFPC系に流入してきたほう酸水中のほう酸をろ過脱塩器6で濾過して取り除くことを避け、FPC系に流入してきたほう酸を燃料プール1内に戻し入れている。以上が第1実施例である。
When boric acid water is sprayed into the
このような第1実施例では、ほう酸水貯蔵タンク51内のほう酸水とSLC系を燃料プール1内にほう酸水を散布する手段として流用しているが、SLC系の機能を原子炉圧力容器100内へのほう酸水の注入に限定することで、いつでも十分なほう酸水量を原子炉圧力容器100内に注入できる状態を維持させておきたい場合には、ほう酸水源をSLC系のほう酸水貯蔵タンク51から独立させた新たなほう酸水の燃料プール1内への散水系統を構築する必要がある。
In the first embodiment, the boric acid water in the boric acid
以下の第2実施例は本発明と関連して発案した参考例であり、図3に示すように、新たなほう酸水の燃料プール1内への散水系統を有する。第2実施例では、燃料プール1に付属するFPC系や沸騰水型原子力発電プラントの内容は記述の第1実施例と同じであるので新たなほう酸水の燃料プール1内への散水系統を主体に説明する。燃料プール1の水面45より上方に配備された複数の各散布ノズル84は、その散布ノズル84より高所に設置してあるほう酸水貯蔵タンク80に配管81を通じて連通されている。その配管81の途中には開閉弁82,83が設置されている。このようにして、第2実施例では、複数の各散布ノズル84のSLC系との接続関係は一切存在していない。
The following second embodiment is a reference example invented in connection with the present invention, and has a new watering system for boric acid water into the
このような第2実施例では、燃料プール1内の核燃料の核反応を抑えて核燃料による臨界事故を防止する場合、通常時は閉じられている開閉弁82,83を開く。開閉弁82,83が開かれると、ほう酸水貯蔵タンク80内のほう酸水が配管81を通じて散布ノズル84へ水頭差を利用して供給される。このように散布ノズル84に供給されてきたほう酸水は、散布ノズル84から広角に燃料プール1の水面45に散布され、偏在無く燃料プール1のプール水に混在する。そのため、燃料プール1のプール水中にほう酸水が行き渡り、ほう酸濃度が偏在無く迅速に均一化される。
In the second embodiment, when the nuclear reaction of the nuclear fuel in the
そのため、燃料プール1内での核燃料の核反応が迅速に抑制され、臨界事故に至ることを防止できる。このような第2実施例では、ほう酸水を燃料プール1内に散布する際にポンプを用いないので、ポンプの不作動による注入失敗が無い。ほう酸水を燃料プール1内に散布した後には、第1実施例と同様に開閉弁18,19を開いて開閉弁15,17を閉じることによってFPC系に流入してきたほう酸を燃料プール1に戻し入れる。
Therefore, the nuclear reaction of the nuclear fuel in the
燃料プール1にほう酸水を散布する圧力を水頭差だけでは得られないような機器配置状
況下においては、本発明と関連して発案した参考例であるところの図4に示す第3実施例によるほう酸水の燃料プール1内への散水系統を設ける。第3実施例では、燃料プール1に付属するFPC系や沸騰水型原子力発電プラントの内容は記述の第1実施例と同じであるので新たなほう酸水の燃料プール1内への散水系統を主体に説明する。
In a device arrangement situation in which the pressure for spraying boric acid water to the
即ち、燃料プール1の水面45より上方に配備された複数の各散布ノズル84は、ほう酸水貯蔵タンク80に配管81を通じて連通されている。その配管81の途中には開閉弁82,83とポンプ85が設置されている。このようにして、第3実施例では、複数の各散布ノズル84のSLC系との接続関係は一切存在していない。
That is, each of the plurality of
このような第3実施例では、燃料プール1内の核燃料の核反応を抑えて核燃料による臨界事故を防止する場合、通常時は閉じられている開閉弁82,83を開き、ポンプ85を作動させる。開閉弁82,83が開かれた状態でポンプ85が作動すると、ほう酸水貯蔵タンク80内のほう酸水が配管81を通じて散布ノズル84へポンプ85で圧送される。このようにして散布ノズル84に圧送されてきたほう酸水は、散布ノズル84から広角に燃料プール1の水面45に散布され、偏在無く燃料プール1のプール水に混在する。そのため、燃料プール1のプール水中にほう酸水が行き渡り、ほう酸濃度が偏在無く迅速に均一化される。
In the third embodiment, when the critical reaction caused by nuclear fuel is prevented by suppressing the nuclear reaction of the nuclear fuel in the
そのため、燃料プール1内での核燃料の核反応が迅速に抑制され、臨界事故に至ることを防止できる。このような第3実施例では、ほう酸水を燃料プール1内に散布する際にポンプ85を用いるので、配管の経路が長くても、ほう酸水貯蔵タンクと散布ノズル84との配置が如何様であってもよい。この第3実施例においても、ほう酸水を燃料プール1内に散布した後には、第1実施例と同様に開閉弁18,19を開いて開閉弁15,17を閉じることによってFPC系に流入してきたほう酸は燃料プール1に戻し入れる。
Therefore, the nuclear reaction of the nuclear fuel in the
本発明は、沸騰水型原子力発電プラントにおける使用済の核燃料の貯蔵施設に利用され、使用済燃料貯蔵プールに貯蔵したか核燃料の臨界事故を防止する用途に採用される。 INDUSTRIAL APPLICABILITY The present invention is used in a spent nuclear fuel storage facility in a boiling water nuclear power plant to be stored in a spent fuel storage pool or used for preventing a nuclear fuel criticality accident.
1…使用済燃料貯蔵プール、2,3…スキマサージタンク、4,5,52,53,85…ポンプ、6…ろ過脱塩器、7,8…熱交換器、9…原子炉ウエル、10…蒸気乾燥器・気水分離器ピット、11,12,24,25,28,29,37,59,60,65,
66,68…逆止弁、13,14,15,16,17,18,19,20,21,22,23,26,27,30,31,32,33,34,35,36,38,44,55,
56,57,58,61,62,63,64,67,82,83…開閉弁、39,40,41,42,43,72,73,74,81…配管、46…使用済燃料貯蔵ラック、51,80…ほう酸水貯蔵タンク、54…テストタンク、84…散布ノズル。
DESCRIPTION OF
66, 68 ... check valve, 13, 14, 15, 16, 17, 18, 19, 20, 21, 22, 23, 26, 27, 30, 31, 32, 33, 34, 35, 36, 38, 44, 55,
56, 57, 58, 61, 62, 63, 64, 67, 82, 83 ... open / close valve, 39, 40, 41, 42, 43, 72, 73, 74, 81 ... piping, 46 ... spent
Claims (3)
前記使用済燃料貯蔵プールに散水する散水設備と、
原子炉圧力容器内へほう酸水を注入するほう酸水注入系及び前記散水設備に接続され前記ほう酸水を前記散水設備へ供給するように導く配管と、
前記配管に設けられ、前記散水設備への前記ほう酸水の供給及び停止を行う開閉弁と、
を備えた沸騰水型原子力発電プラントにおける使用済燃料貯蔵設備。 A spent fuel storage pool;
Watering equipment for watering the spent fuel storage pool;
A boric acid water injection system for injecting boric acid water into a reactor pressure vessel and a pipe connected to the watering equipment and led to supply the boric acid water to the watering equipment;
An on- off valve provided in the pipe for supplying and stopping the boric acid water to the watering facility;
A spent fuel storage facility in a boiling water nuclear power plant equipped with
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