JP4956267B2 - 非常用炉心冷却系 - Google Patents

Description

本発明は、沸騰水型原子力プラントの非常用炉心冷却系に関する。

沸騰水型原子力プラント（以下、ＢＷＲという。）には、非常用炉心冷却系（以下、ＥＣＣＳという。）が設けられている。

ＥＣＣＳは、安全区分といわれる安全設計上の空間領域を有しており、原子力発電所内で安全上想定される万一の火災や溢水等に対して、物理的な分離壁（防火壁や水密壁）により区画され、他の安全区分内で発生した火災等の影響が及ばないように設計される。

ＥＣＣＳの安全区分は、一般に２区分から４区分の安全区分に区画される。また、一つの安全区分には複数の系統が設置され、各安全区分に設置された非常用電源から、その安全区分内に設置された複数の系統に給電される。

ＥＣＣＳの設計に適用される安全基準に、Ｎ＋１安全基準といわれる単一故障基準がある。

Ｎ＋１安全基準は、設計基準事故（ＤＢＡ）である冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）による安全評価を行う際、少なくとも１系統のＥＣＣＳが故障のため機能喪失状態であっても、炉心及び原子炉格納容器の冷却が十分に行われることを要求する安全基準である。

これに対し、単一故障のみならず、原子力発電プラント運転中にメンテナンスを実施（オンラインメンテナンス）することを仮定し、二つの安全区分が機能喪失状態であっても、必要とされる炉心及び原子炉格納容器の冷却が十分に行われることを要求する、Ｎ＋２安全基準がある。

Ｎ＋２安全基準によれば、オンラインメンテナンスが可能なため、原子力発電プラント停止期間の短縮や、原子力発電プラント停止期間における安全性の向上に大きく貢献できる。

Ｎ＋２安全基準を適用したドイツのＢＷＲ７２におけるＥＣＣＳの一例を図１０及び図１１を用いて説明する。

図１０は、Ｎ＋２安全基準を適用したドイツのＢＷＲ７２におけるＥＣＣＳの構成を示す区分図である。

３つの安全区分からなるＥＣＣＳは、各安全区分に高圧炉心注水系（ＨＰＣＩ）４０ａ、低圧炉心注水系（ＬＰＣＩ）４１ａ、残留熱除去系（ＲＨＲ）４２ａ、及び非常用ディーゼル発電機（ＥＤＧ）４３ａを備える。

また、低圧炉心注水系４１ａと残留熱除去系４２ａはポンプと一部の配管を共用するため、図１０ではＬＰＣＩ４１ａ／ＲＨＲ４２ａと表示する。

図１１は、ＥＣＣＳの１つの安全区分の構成を示した構成図である。図１０における第１〜３安全区分には、図１１に示した安全区分の構成と同様の安全区分が設けられる。

水源である原子炉格納容器１５内のサプレッション・プール１３内の水は、前段ポンプ４５により吸引されて昇圧される。

高圧炉心注水系（ＨＰＣＩ）４０ａにおいて、前段ポンプ４５が昇圧した水は、ＨＰＣＩポンプ４６によりさらに昇圧されて、原子炉圧力容器１４内に注水される。

低圧炉心注水系（ＬＰＣＩ）４１ａにおいて、前段ポンプ４５が昇圧した水は、ＲＨＲ熱交換器４７で冷却された後、ＬＰＣＩポンプ４８により給水配管４９に導かれ、原子炉圧力容器１４に注水される。

ドイツのＢＷＲ７２は、設計基準事故時に必要とされる安全区分の数Ｎは１となるよう設計され、これに単一故障発生とオンラインメンテナンス実施中であると仮定した二つの安全区分を加えて、３つの安全区分で構成されている。

安全区分を３区分構成としたのは、残留熱除去系４２ａに、設計基準事故である冷却材喪失事故時に炉心及び原子炉格納容器の冷却に必要とされる除熱量に対して、１系統で１００％の冷却能力を有することとしたため、２つの安全区分が単一故障及びオンラインメンテナンスにより機能喪失した場合であっても、残りの一つの安全区分による炉心及び原子炉格納容器の冷却が行える設計としたためである。

また、ドイツのＢＷＲ７２には非常時に原子炉水位を維持するための機能を有するタービン駆動の原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）は設置されておらず、外部電源喪失により原子炉が隔離状態になり、さらに、３機設けられた非常用ディーゼル発電機４３ａが全て故障する全交流電源喪失事象（以下、ＳＢＯという。）が発生した場合、炉心冷却が全く行えない設計となっていた。

一方、Ｎ＋２安全基準を適用したスウェーデンのＢＷＲ７５におけるＥＣＣＳの一例を、図１２を用いて説明する。

図１２は、Ｎ＋２安全基準を適用したスウェーデンのＢＷＲ７５におけるＥＣＣＳの構成を示す区分図である。

４つの安全区分からなるＥＣＣＳは、各安全区分に補助給水系（ＡＦＳ）５０ｂ、低圧炉心注水系（ＬＰＣＩ）４１ｂ又は低圧炉心スプレ系（ＬＰＣＳ）５１ｂ、ウェットウェル・ドライウェル冷却系（ＷＤＣＳ）５２ｂ、及び非常用ディーゼル発電機（ＥＤＧ）４３ｂを備える。

また、残留熱除去系（ＲＨＲ）は、設計基準事故時には原子炉格納容器のウェットウェル・ドライウェルを専用で冷却するウェットウェル・ドライウェル冷却系５２ｂとして使用されるため、図１２ではＷＤＣＳ５２ｂと表示する。

低圧炉心注水系４１ｂ又は低圧炉心スプレ系５１ｂと、残留熱除去系（ウェットウェル・ドライウェル冷却系）５２ｂは、ドイツのＢＷＲ７２のＬＰＣＩポンプ４８のようにポンプの共用はせず、独立の系統として設置される。

補助給水系（ＡＦＳ）５０ｂは、非常用炉心冷却を目的として設けられたものではない。そのため補助給水系５０ｂは、設計基準事故である冷却材喪失事故時の炉心冷却のための十分な容量を有しておらず、２系統の合計で崩壊熱相当の注水及び小破断冷却材喪失事故時の注水が可能である。

一方、低圧炉心注水系（ＬＰＣＩ）４１ｂ及び低圧炉心スプレ系（ＬＰＣＳ）５１ｂは、非常用炉心冷却系の事故配管破断に対して１系統で炉心冷却に必要な１００％の注水機能を有している。

ウェットウェル・ドライウェル冷却系（ＷＤＣＳ）（残留熱除去系）５２ｂは、原子炉格納容器の冷却を行う設計となっており、炉心への注水機能は有していない。

スウェーデンのＢＷＲ７５は、設計基準事故時に必要とされる安全区分の数Ｎは２となるように設計され、これに単一故障とオンラインメンテナンス中であると仮定した二つの安全区分を加えて、４つの安全区分で構成されている。

これは、第１の安全区分に単一故障が発生し、第２の安全区分にオンラインメンテナンスを実施し、第３の区分に低圧炉心注水系４１ｂ又は低圧炉心スプレ系５１ｂの自己配管破断による冷却材喪失事故を仮定した場合、炉心注水機能を有する第４の区分が必要であることを想定したものである。

また、これに基づき、残留熱除去系４２ｂは、設計基準事故である冷却材喪失事故時に炉心及び原子炉格納容器の冷却に必要とされる除熱量に対して、１系統５０％の冷却能力を有する設計がなされている。

しかし、ドイツのＢＷＲ７２と同様に、スウェーデンのＢＷＲ７５は原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）が設けられていない。このため、外部電源が喪失し、原子炉が隔離状態になり、さらに４機ある非常用ディーゼル発電機４３ｂが共通原因故障で全て故障するという全交流電源喪失事象（ＳＢＯ）発生時には、炉心冷却が行えない設計であった。

また、ＢＷＲの改良型として、新型改良型ＢＷＲ（Ａｄｖａｎｃｅｄ ＢＷＲ、以下、ＡＢＷＲという。）がある。

ＡＢＷＲは、従来のＢＷＲにおけるＥＣＣＳよりも大幅に安全性を強化しつつ、３区分構成とすることにより、コストを最小化したものである。

図１３は、ＡＢＷＲにおけるＥＣＣＳの構成を示す区分図である。

図１３において、各安全区分には低圧炉心冷却系（ＬＰＦＬ）６１ｃ及び残留熱除去系（ＲＨＲ）４２ｃ、非常用ディーゼル発電機（ＥＤＧ）４３ｃが設けられる。また、第１、２の安全区分には、高圧炉心冷却系（ＨＰＣＦ）６０ｃが、第３の安全区分には原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）６２ｃが設けられる。

低圧炉心冷却系６１ｃと残留熱除去系４２ｃとは、配管及びポンプの一部を共用するため、図１３ではＬＰＦＬ６１ｃ／ＲＨＲ４２ｃと表示する。

高圧炉心冷却系（ＨＰＣＦ）６０ｃは、全ての冷却喪失事故に対して低圧から高圧まで１系統のみで炉心冷却及び炉心露出回避が可能な容量を備えている。このため、同一安全区分内の低圧炉心冷却系６１ｃの自己破断による冷却材喪失事故を想定しても、高圧炉心冷却系６０ｃの１系統のみで炉心の冠水維持が可能である。

残留熱除去系（ＲＨＲ）４２ｃは、設計基準事故である冷却材喪失事故時に、炉心及び原子炉格納容器の冷却に必要とされる除熱量に対して、１系統で５０％の冷却能力を備える。

原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）６２ｃは、原子炉から供給される炉蒸気により駆動されるタービン駆動ポンプを使用しており、交流電流を必要としない。このため、ＳＢＯが発生した場合であっても、炉心冷却が十分に行える設計となっている。また、ＳＢＯ発生時から８時間程度の炉心冷却が可能である。

ＡＢＷＲのＥＣＣＳは、信頼性が非常に高く、常時オンラインメンテナンスの実施が不要とされるため、単一故障のみを想定したＮ＋１安全基準に基づき設計される。

これに対し、ＥＣＣＳを静的安全系のみで構成した例として、ＥＳＢＷＲ（Ｅｃｏｎｏｍｉｃ ａｎｄ Ｓｉｍｐｌｉｆｉｅｄ ＢＷＲ、以下、ＥＳＢＷＲという。）がある（例えば、特許文献１）。

図１４は、ＥＳＢＷＲにおけるＥＣＣＳの構成を示したものである。

図１４におけるＥＳＢＷＲのＥＣＣＳは、原子炉格納容器１５の上部に設置された、上部冷却水プール６９に熱交換器を設置したアイソレーション・コンデンサ（ＩＣ）６５及び静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）６７と、原子炉格納容器１５内にＧＤＣＳプール６８を設置した重力落下式炉心冷却系（ＧＤＣＳ）６６とから構成される。

アイソレーション・コンデンサ（ＩＣ）６５は原子炉圧力容器１４から直接炉蒸気を取り出し、熱交換器で冷却して凝縮水に戻した後、重力で再び原子炉圧力容器１４に注水を行う。これは、ＡＢＷＲの原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）６２ｃに対応する機能であり、原子炉が隔離状態である場合に炉心冷却を行う。

静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）６７は、冷却材喪失事故時に原子炉格納容器１５に放出された蒸気を吸引し、熱交換器で冷却した後、凝縮水を重力によりＧＤＣＳプール６８に還流する。これは、ＡＢＷＲの残留熱除去系（ＲＨＲ）４２ｃに対応する安全機能である。

重力落下式炉心冷却系（ＧＤＣＳ）６６は、冷却材喪失事故時に、重力によりＧＤＣＳプール６８内の冷却水を原子炉圧力容器１４内に注水し、炉心冷却を行う。これは、ＡＢＷＲの低圧炉心冷却系６０ｃに対応する安全機能である。

ＥＳＢＷＲのＥＣＣＳは、電動ポンプ等の動的機器を一切使用していないため、非常用ディーゼル発電機のような大型の非常用電源を全く必要としない。従って長期のＳＢＯによる炉心損傷に至るおそれが極めて少ない。

また、ＥＳＢＷＲは原子炉補機冷却系や原子炉補機冷却水系のような動的機器による二次冷却系も必要としないため、動的機器の損傷によりＥＣＣＳが機能喪失に至ることもなく、高い安全性を有している。

これに対し、重力落下を利用するＥＳＢＷＲでは、十分な注水機能を得るためには、高さが２７．６ｍというきわめて長尺な原子炉圧力容器１４を設ける必要があった。

ＥＳＢＷＲのように静的機器だけに頼るのではなく、ＡＢＷＲの動的安全系とＥＳＢＷＲの静的安全系を最適結合させ、トータルに原子力発電プラントの安全性を確保するＥＣＣＳの例として、ＴＳＢＷＲ（Ｔｏｓｈｉｂａ‘ｓ Ｓｉｍｐｌｉｆｉｅｄ ＢＷＲ、以下ＴＳＢＷＲという。）におけるハイブリッド３区分ＥＣＣＳがある（例えば、特許文献２）。

図１５は、ＴＳＢＷＲにおけるＥＣＣＳの区分図を示したものである。

図１５において、第１及び第２の安全区分は動的安全系のＥＣＣＳからなり、各安全区分には高圧炉心冷却系（ＨＰＣＦ）６０ｄ、低圧炉心冷却系（ＬＰＦＬ）６１ｄ及び残留熱除去（ＲＨＲ）４２ｄ、非常用ディーゼル発電機（ＥＤＧ）４３ｄが設けられる。また、低圧炉心冷却系６１ｄと残留熱除去系４２ｄとは、配管及びポンプの一部を共用するため、図１５ではＬＰＦＬ６１ｄ／ＲＨＲ４２ｄと表示する。

第３の安全区分には、静的安全系として、アイソレーション・コンデンサ（ＩＣ）６５ｄ、重力落下式炉心冷却系（ＧＤＣＳ）６６ｄ、及び静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）６７ｄが設けられる。

ＴＳＢＷＲのＥＣＣＳは、第１及び第２の安全区分は、設計基準事故である冷却材喪失事故が発生した場合、それぞれ１００％の炉心冷却機能を有しているが、動的安全系のみではＮ＋１安全基準を満たす設計である。

しかし、第３の安全区分も同様に、設計基準事故である冷却材喪失事故が発生した場合には１００％の炉心冷却機能を備えているため、ＥＣＣＳ全体ではＮ＋２安全基準を満たす設計である。

そのため、ＴＳＢＷＲのＥＣＣＳは、動的安全系からなる安全区分が全て機能喪失した場合であっても、作動原理の全く異なる静的安全系からなる安全区分により、安全に炉心及び原子炉格納容器の冷却が可能である。
特開２００７−１０４５７号公報 特開２００６−１３８６８０号公報

従来のＢＷＲは、ＡＢＷＲに代表されるように、原子力発電プラント内部で発生する内的事象に対してはきわめて高い安全性を持っており、内的事象を起因とする炉心損傷頻度は１０^−８／炉・年のオーダーにあり、極めて安全性が高い。

このように極めて安全なＢＷＲにとっては、外的事象が唯一の残余のリスク（工学的判断により既に十分リスクは小さく安全性のレベルは十分に高いものの、実質的に０と言えるほどには低下していないごくわずかなリスク）となる。

ここで、外的事象には、巨大地震や巨大ハリケーン等の苛酷な自然現象がある。また、原子力発電プラント内部の原因ではなく、外部からの原因による外部起因の火災がある。

従来の動的安全系のみからなるＥＣＣＳを備えたＢＷＲ及びＡＢＷＲは、設計条件を超える巨大地震や巨大ハリケーンのような苛酷な自然現象が発生した場合、全交流電源喪失事象（ＳＢＯ）が長期化し、炉心損傷に至る可能性があった。

具体的には、ドイツのＢＷＲ７２及びスウェーデンのＢＷＲ７５には、原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）が設置されておらず、ＳＢＯ発生時には炉心冷却がまったく行えない設計となっていた。

また、ドイツのＢＷＲ７２は、各安全区分に設けられた前段ポンプ４５の故障により、一つの安全区分全体が機能喪失する恐れがあった。さらに、安全区分の数が３つであるため、第１の安全区分に火災が発生し、第２の安全区分に単一故障が発生し、第３の安全区分にオンラインメンテナンスを仮定すると、使用できる安全区分が存在しないこととなる。

さらに、スウェーデンのＢＷＲ７５は、残留熱除去系（ウェットウェル・ドライウェル冷却系）５２ｂが安全区分全体で４系統設けられているため、二次冷却系として必要な原子炉補機冷却系（ＲＣＷ）及び原子炉補機冷却水系（ＲＳＷ）等も同様に４区分設ける必要があり、コスト効率の悪い設計となっていた。また、非常用電源が４機設けられるため、メンテナンスの負担増加等の問題があった。

一方、Ｎ＋１安全基準に基づいて設計されたＡＢＷＲは、原子力発電プラント停止中にＥＣＣＳのメンテナンスを行う必要があり、この間に発生した自然現象により安全区分数が不足し炉心冷却が十分に行われず、炉心損傷に至るリスクが存在するおそれがあった。

また、Ｎ＋２安全基準の適用が求められた場合、外的事象である外部火災により、原子力発電プラントを停止する必要が生じた状況下で、かつ第１の安全区分が火災で機能が喪失し、第２、３の安全区分が単一故障とオンラインメンテナンスで使用できないと想定した場合、機能する安全区分が存在せず原子炉の安全停止が不可能であるという事態があった。

また、ＳＢＯ発生時には原子炉隔離時冷却系による約８時間程度の炉心冷却は可能であるが、ＳＢＯが長期にわたる場合には炉心冷却が行えない場合が生じる恐れがあるという問題があった。

静的安全系のみからなるＥＣＣＳを備えたＥＳＢＷＲは、その作動に外部電源系、非常用電源、原子炉補機冷却系等を必要としないため、苛酷な自然現象が発生しても静的安全系により、高い安全性の確保が可能であった。

しかし、原子力発電プラント停止中は、原子炉圧力容器１４及び原子炉格納容器１５が開放されるため、静的安全系のほとんどが駆動源である原子炉格納容器１５内の蒸気の浮力や差圧等を喪失することにより使用不可能となる。

よって、原子力発電プラント停止中に発生した自然現象等に対しては、有効な安全設備がほとんどなく、安全性が極めて低下してしまうという問題があった。

また、ＥＳＢＷＲには、原子力発電プラント停止中に炉心からの残留熱を除去する停止時冷却系（ＳＣＳ）（図示せず）が設けられるが、停止時冷却系は非安全系であるため自然現象等に対応することができなかった。

さらに、動的安全系と静的安全系とからなるＥＣＣＳを備えたＴＳＢＷＲは、原子力発電プラント運転時には、静的安全系により自然現象等に対して極めて高い安全性の確保が可能である。

しかし、ＴＳＢＷＲは、動的安全系の安全区分数を必要最小限しか保持していないため、静的安全系が使用不可能となる原子力発電プラント停止時には、動的安全系の安全区分数が十分ではなく、自然現象等が発生すると炉心損傷を生じる恐れがある可能性があった。

また、重力落下式炉心冷却系６６ｄの機能を十分に期待するためには、高さのある長尺な原子炉圧力容器を設ける必要があった。また、長尺な原子炉圧力容器を設けない場合には、重力落下式炉心冷却系６６ｄは十分な冷却機能を有していないため動的安全系のオンラインメンテナンスが不可能であった。

さらに、安全区分数が３つであるため、第１の安全区分に非常用ディーゼル発電機４３ｄの単一故障が発生し、第２の安全区分に非常用ディーゼル発電機４３ｄのオンラインメンテナンスを実施し、第３の安全区分に火災が発生した場合、原子炉の安全停止に使用される安全区分が存在しなかった。

本発明は、上述した事情を考慮してなされたもので、内的事象に対して極めて高い安全性を有するＢＷＲをさらに改善し、唯一の残余のリスクとなった外的事象のうち、最もリスク寄与が大きいと考えられる苛酷な自然現象に対して実質的にリスクを０にしてしまうほど安全性が高く、同時に、外部起因の火災に対しても十分な数の安全区分を持った非常用炉心冷却系を提供することにある。

上記目的を達成するために、本発明の非常用炉心冷却系は、請求項１に記載したように、沸騰水型原子力プラントに設けられる非常用炉心冷却系であって、前記非常用炉心冷却系は、３区分からなる動的安全系の安全区分と、少なくとも１区分からなる静的安全系の安全区分とを備え、前記動的安全系の各安全区分は、設計基準事故時において炉心冷却に必要とされる１００％の注水機能を有する高圧炉心冷却系と、設計基準事故時において炉心冷却に必要とされる１００％の注水機能を有する低圧炉心冷却系と、設計基準事故時において炉心冷却及び原子炉格納容器冷却に必要とされる１００％の除熱能力を有する残留熱除去系と、前記高圧炉心冷却系、低圧炉心冷却系及び残留熱除去系に給電する非常用電源として非常用ディーゼル発電機とを備え、前記静的安全系の安全区分は、アイソレーション・コンデンサを備え、前記アイソレーション・コンデンサは、外部から冷却水の補給を行わない場合であっても少なくとも８時間の炉心冷却が可能な冷却水を保持し、各前記安全区分は、物理的な分離壁により区画されたことを特徴とする。

本発明に係る非常用炉心冷却系によれば、巨大地震や巨大ハリケーン等の苛酷な自然現象が発生した場合であっても、原子炉の安全性を高い信頼性で確保することができる。

［第１実施形態］
本発明に係る非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）の第１実施形態について、図１を用いて説明する。

図１は、沸騰水型原子力プラント（ＢＷＲ）に適用される、非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）の区分図を示したものである。

本発明に係るＥＣＣＳは、安全区分が例えば４区分に区画されて設けられる。

第１〜３の安全区分には動的安全系として、高圧炉心冷却系（ＨＰＣＦ）１、低圧炉心冷却系（ＬＰＦＬ）２、残留熱除去系（ＲＨＲ）３、及び非常用ディーゼル発電機（ＥＤＧ）４が設けられる。また、低圧炉心冷却系２と残留熱除去系３とは、配管及びポンプの一部を共用するため、図１ではＬＰＦＬ２／ＲＨＲ３と表示する。

第４の安全区分には、静的安全系として、アイソレーション・コンデンサ（ＩＣ）５、重力落下式炉心冷却系（ＧＤＣＳ）６、及び静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）７が設けられる。

動的安全系における高圧炉心冷却系１（ＨＰＣＦ）は、原子炉が約７５気圧程度から、１０気圧以下の低圧状態まで、配管及び高吐出圧力の電動ポンプで水源の冷却水を吸引し、注入配管及び注入弁を介して、原子炉内に注水する。

この水源には、サプレッション・プール１３、復水貯蔵層（図示せず）が用いられる。

低圧炉心冷却系（ＬＰＦＬ）２は、原子炉の圧力が約１０気圧以下の場合に、水源の冷却水を電動ポンプで吸引し、注入配管及び注入弁を介して、原子炉内に注水する。

残留熱除去系（ＲＨＲ）３は、原子炉の通常停止時又は隔離時において、残留熱を除去するための系統であり、冷却材喪失事故時の炉心冷却機能も有する。

残留熱除去系３の各安全区分の除熱容量は、設計基準事故である冷却材喪失事故時に炉心及び原子炉格納容器１５の冷却に必要とされる除熱量の１００％（従来のＡＢＷＲの残留熱除去系の除熱容量の２倍）を保有する。

各動的安全系の各安全区分の高圧炉心冷却系１及び低圧炉心冷却系２はそれぞれ、設計基準事故である冷却材喪失事故時に炉心の冷却に必要とされる１００％の注水容量を有している。よって、高圧炉心冷却系１及び低圧炉心冷却系２は、単独の１系統のみの駆動で、炉心の冷却が可能である。

非常用ディーゼル発電機（ＥＤＧ）４は、通常の交流電源が停電により喪失した場合であっても、そのバックアップとして自動的に起動し、高圧炉心冷却系１、低圧炉心冷却系２、及び残留熱除去系３のポンプ等の動的機器に対し非常用電源を給電するものである。非常用ディーゼル発電機４の容量は、１機で１つの安全区分の必要電源容量の１００％を有する。

第４の安全区分である静的安全系におけるアイソレーション・コンデンサ（ＩＣ）５は、原子炉の蒸気を直接吸引配管で導出し、これをアイソレーション・コンデンサ熱交換器（図示せず）に導き、冷却する。冷却された蒸気は、全量凝縮水となり、重力で原子炉内に戻り、配管を経て還流する。

アイソレーション・コンデンサ５は、運転の交流電源をまったく必要としない静的安全系冷却設備であるため、３区分の動的安全系に加えてアイソレーション・コンデンサ５を保持するＥＣＣＳは、高いハイブリッド安全性が確保できる。

アイソレーション・コンデンサ５は大量の冷却水源（例えば１５００ｍ^３）を備えており、所定時間、例えば少なくとも８時間（実際には、２日から３日程度）の崩壊熱の除去が可能である。

例えば、１２０万ＫＷｅクラスのＢＷＲに本実施形態によるＥＣＣＳを適用した場合には３日程度、１８０万ｋＷｅクラスのＢＷＲに適用した場合には２日程度の原子炉圧力容器１４冷却が可能である。また、冷却水の保有量を増やせば、３日以上の原子炉圧力容器１４の冷却も可能である。

重力落下式炉心冷却系（ＧＤＣＳ）６は、炉心損傷事故が発生した後に、原子炉格納容器１５の下部に落下した、炉心デブリの冠水冷却を行う。

これは、従来のＴＳＢＷＲにおける重力落下式炉心冷却系６が、炉心冷却を第１目的として設けられたのとは異なる。

重力落下式炉心冷却系６は、作動に電動動力や、原子炉補機冷却系等の補助設備を必要としないため、巨大地震等の過酷な自然現象により長期のＳＢＯが発生し、さらにアイソレーション・コンデンサ５の機能喪失により炉心損傷事故に至った場合であっても、炉心デブリの冠水冷却が可能である。

炉心デブリの冠水冷却を行う際に、崩壊熱相当の蒸気が発生するが、蒸気は静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）７に自らの圧力により吸引される。その後、蒸気は冷却凝縮され、ＧＤＣＳプール（図示せず）に重力圧力により吸引されることにより、再び重力落下式炉心冷却系６の冷却水として、炉心デブリの冠水冷却に使用可能である。

静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）７は、冷却材喪失事故時に、原子炉格納容器１５内に放出された蒸気を吸収し、熱交換器で冷却した後凝縮水を重力でＧＤＣＳプール（図示せず）に還流する機能を有している。

静的格納容器冷却系７は、静的安全系機器のみで構成され、動力をまったく必要としない。さらに、原子炉補機冷却系等の動的安全系機器による二次側の冷却もまったく必要としない。

このため、静的格納容器冷却系７は、巨大地震等の過酷な自然現象が発生し、外部電源、非常用電源、原子炉補機冷却系等の設備が損傷した場合であっても、原子炉格納容器１５の冷却を行うことが可能である。よって、炉心から発生した大量の放射性物質を環境に放出することなく、高い安全性を確保することができる。

このような静的安全系からなる第４の安全区分は、所定時間、例えば少なくとも８時間の単独での炉心冷却能力を有している。

図２は、本実施形態によるＥＣＣＳの低圧炉心冷却系２及び残留熱除去系３の構成図を示したものである。図１における第１〜３安全区分には、図２に示した低圧炉心冷却系２及び残留熱除去系３の構成と同様の安全区分が設けられる。

ＬＰＦＬポンプ１０はポンプ容量を増加させることで、従来のＡＢＷＲでは２系統が必要になる低圧炉心冷却系２を１系統のみで構成し、１系統の低圧炉心冷却系２を格納容器スプレ系９として同時に使用することができる。

低圧炉心冷却系２は、冷却材喪失事故が発生すると、ＬＰＦＬポンプ１０を自動起動し、さらに注入弁１１を自動で開く。

ＬＰＦＬポンプ１０の下流には、ＲＨＲ熱交換器１２があり、吸引したサプレッション・プール１３内の水と熱交換し、冷却してから、原子炉圧力容器１４内を冷却する。ＬＰＦＬポンプ１０は、低圧炉心冷却系２としての原子炉圧力容器１４への冷却水注水と、格納容器スプレ系９としての原子炉格納容器１５内への冷却水散布を同時に行う機能を有している。

本実施形態では、低圧炉心冷却系２は、格納容器スプレ系９として使用可能なように、ドライウェル・スプレ用にドライウェル・スプレヘッダ１６に接続する分岐配管１７ａと、分岐配管１７ａ上に設置された電動弁１８ａを有する。

また、ウェットウェル・スプレ用に、ウェットウェル・スプレノズル１９に接続する分岐配管１７ｂと、分岐配管１７ｂ上に設置された電動弁１８ｂとを有する。

格納容器スプレ系９は、低圧炉心冷却系２により原子炉圧力容器１４の水位が確保された後、例えば冷却材喪失事故発生後３０分後に電動弁１８ａ、１８ｂを手動又は自動で開くことにより原子炉格納容器１５への注水を行う。

原子炉圧力容器１４の減圧を確実に行うため、電動逃がし弁２０が設けられる。これにより、原子炉冷却材喪失事故後、長期にわたって原子炉圧力容器１４と、原子炉格納容器１５との圧力をほぼ均等に保つことができる。

さらに、本実施形態によるＥＣＣＳの低圧炉心冷却系２の１系統で、原子炉圧力容器１４内への冷却水の注水と格納容器スプレ散布を同時に実施しても原子炉圧力容器１４の圧力を低くでき、冷却水が原子炉圧力容器１４内に注入されずに原子炉格納容器１５側だけに偏って散布されるということを回避することができる。

第１実施形態におけるＥＣＣＳは、動的安全系の３つの安全区分のみで、Ｎ＋２安全基準を満たすことが可能である。

これは、一つの安全区分における高圧炉心冷却系１及び低圧炉心冷却系２が、それぞれ設計基準事故である冷却材喪失事故時に炉心冷却に必要な注水容量の１００％を有しており、さらに残留熱除去系３も設計基準事故である冷却材喪失事故時に必要な除熱量の１００％を有しているためである。よって、動的安全系の３つの安全区分で安全性を向上させることができる。

以下、設計基準事故である冷却材喪失事故が発生した場合や、外的事象による事故が発生した場合の本実施形態に係るＥＣＣＳの対処例について説明する。

設計基準事故である冷却材喪失事故の第１例として、第１の安全区分において高圧炉心冷却系１の注水配管破断事故が発生し、第２の安全区分において非常用ディーゼル発電機４の単一故障が発生し、第３の安全区分において非常用ディーゼル発電機４のオンラインメンテナンスを実施し、さらに外部電源が喪失した場合を想定する。

この場合、第１の安全区分の低圧炉心冷却系２／残留熱除去系３及び非常用ディーゼル発電機４は運転可能である。よって、炉心冷却に必要な１００％の注水容量と、炉心及び原子炉格納容器１５の冷却に必要とされる１００％の除熱能力の確保が可能であるため、Ｎ＋２安全基準を満たすことが可能である。

また、第２例として、外部起因の火災の発生により第１の安全区分においてＥＣＣＳ機能喪失が発生し、第２の安全区分において非常用ディーゼル発電機４の単一故障が発生し、第３の安全区分において非常用ディーゼル発電機４のオンラインメンテナンスを実施した場合を想定する。

この場合、静的安全系である第４の安全区分のアイソレーション・コンデンサ５により、炉心冷却を長期間継続できるため、この間に動的安全系である第２及び第３の安全区分の非常用ディーゼル発電機４の復旧と、外部電源の回復とが期待できるため、Ｎ＋２安全基準を満たすことが可能である。

さらに、静的安全系である第４の安全区分のアイソレーション・コンデンサ５で原子炉の高温停止を実施する際、逃し安全弁の開固着の発生を想定した場合、静的格納容器冷却系７により原子炉格納容器１５の健全性を維持することができる。

一方、第３の例として、巨大地震や巨大ハリケーン等の過酷な自然現象により、外部電源の喪失、及び動的安全系の第１〜３の安全区分の非常用ディーゼル発電機４の故障によるＳＢＯを想定する。

静的安全系の第４の安全区分に設置されたアイソレーション・コンデンサ５は、外部から冷却水の補給を行わない場合でも、所定時間である、例えば少なくとも８時間（実際には、２日から３日程度）の炉心冷却が単独で可能な冷却水を保有している。よって、アイソレーション・コンデンサ５により、炉心冷却の長時間の継続が可能である。

また、この間に動的安全系の非常用ディーゼル発電機４の復旧と、外部電源の回復が期待できるため、Ｎ＋２安全基準を満たすことが可能である。

なお、アイソレーション・コンデンサ５の炉心冷却継続時間が所定時間である８時間未満、例えば４時間とする設計である場合には、動的安全系の非常用ディーゼル発電機４の復旧と、外部電源の回復確率が大幅に低減し、ハイブリッド安全系としての十分な信頼性の確保が困難となる。

旧式ＢＷＲプラントには、このような冷却継続時間が不足し、かつ小型の冷却水タンクに伝熱配管を導く方式が採用されたアイソレーション・コンデンサが用いられていた。

これに対し、本実施形態におけるアイソレーション・コンデンサ５は、静的安全系のみで構成されたＥＳＢＷＲと同様の方式を用いるものであり、大量の冷却水を保持するべく原子炉格納容器１５上部に直接大型の冷却水プールが設置された点で、従来のアイソレーション・コンデンサとは異なっている。

本実施形態において、動的安全系に低圧炉心冷却系２を用いたが、低圧炉心注入系（ＬＰＣＩ）や、低圧炉心スプレ系（ＬＰＣＳ）等の他の低圧ＥＣＣＳに代替可能である。同様に、高圧炉心冷却系１も、他の高圧ＥＣＣＳに代替可能である。

また、静的安全系にアイソレーション・コンデンサ５、重力落下式炉心冷却系６及び、静的格納容器冷却系７を設けたが、図３のようにアイソレーション・コンデンサ５のみを設けてもよい。

さらに、図４のように静的安全系にアイソレーション・コンデンサ５及び静的格納容器冷却系７を設けてもよい。

動的安全系における非常用ディーゼル発電機４の容量は、１機で一つの安全区分の必要電源容量の１００％を有するとしたが、動的安全系の一つの安全区分に必要電源容量の５０％の容量を有する小型の非常用ディーゼル発電機を２機以上設けることで、多重性を持たせてもよい。

本実施形態において、動的安全系の安全区分数を３区分とし、静的安全系の安全区分数を１区分としたが、設計基準事故である冷却材喪失事故や外的事象に対して多様性を持たせた、より安全性を向上させることのできる設計であれば、Ｎ＋２安全基準に基づく３以上の動的安全系からなる安全区分、及び１以上の静的安全系からなる安全区分を設けてもよい。

本実施形態によれば、一つの動的安全系における安全区分のＥＣＣＳにより、高圧炉心冷却系１又は低圧炉心冷却系２により炉心冷却に必要な１００％の注水容量と、残留熱除去系３により炉心及び原子炉格納容器１５の冷却に必要とされる１００％の除熱能力の確保が可能となるため、動的安全系からなる３区分の安全区分でＮ＋２安全基準を満たすことができる。

さらに、本実施形態によれば動的安全系のみでＮ＋２安全基準を満たす３区分からなる安全区分と、動的機器を必要としない静的安全系である１区分からなる安全区分とからなるＥＣＣＳであるため、過酷な自然現象の発生による炉心損傷の発生するリスクを著しく低減させることができる。

また、本実施形態に係るＥＣＣＳはＮ＋２安全基準を満たしているため、原子力発電プラント運転中にオンラインメンテナンスを実施することが可能である。よって、原子力発電プラント停止時に全区分の動的安全系を待機状態にすることが可能であり、巨大地震や巨大ハリケーン等の過酷な自然現象の発生に対しても、炉心損傷の発生するリスクを著しく低減することが可能である。

さらに、原子力発電プラント停止時の安全性や、停止時確率論的安全評価及び停止時地震確率論的安全評価（起因事象、個々の系統・機器の故障確立の組み合わせによる総合的な安全評価）を格段に向上させることができる。

またさらに、ＬＰＦＬポンプ１０はポンプ容量を増加させることで、従来のＡＢＷＲでは２系統が必要になる低圧炉心冷却系２を１系統のみで構成し、１系統の低圧炉心冷却系２を格納容器スプレ系９として同時に使用することができる。

一方、静的安全系に重力落下式炉心冷却系６を設けた場合、従来のＥＳＢＷＲ又はＴＳＢＷＲでは高さの高い長尺な原子炉圧力容器を設ける必要があったが、本発明に係るＥＣＣＳは、ＡＢＷＲの原子炉圧力容器１４の全長を約２ｍ長くすることにより炉心の冠水維持が可能である。

図５は、原子炉圧力容器１４を、ＡＢＷＲの原子炉圧力容器の全長よりも約２ｍ長くした場合の、設計基準事故である冷却材喪失事故時の原子炉内水位変化の解析結果を示す。

解析条件は、高圧炉心冷却系１の配管破断事故が発生し、低圧炉心冷却系１系統２のみによる注水を行うものである。

図５により、原子炉圧力容器１４の全長を約２ｍ長くしたことにより、内部保有水量を増量するという固有安全性の付与により、低圧炉心冷却系２の１系統のみの炉心注水で、炉心の冠水維持が可能であることが確認された。

［第２実施形態］
図６を用いて、本発明に係る非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）の第２実施形態について説明する。第２実施形態のＥＣＣＳの説明に当たり、第１実施形態のＥＣＣＳと対応する部分については同一の符号を付して説明を省略する。

図６は、本実施形態によるＥＣＣＳの区分図を示したものである。

第２実施形態におけるＥＣＣＳには、安全区分が例えば４区分設けられる。

第１〜３の安全区分には動的安全系として、高圧炉心冷却系（ＨＰＣＦ）１、低圧炉心冷却系（ＬＰＦＬ）２、残留熱除去系（ＲＨＲ）３、ウェットウェル・ドライウェル冷却系（ＷＤＣＳ）２１及び非常用ディーゼル発電機（ＥＤＧ）４が設けられる。

また、残留熱除去系３とウェットウェル・ドライウェル冷却系２１は、配管及びポンプの一部を共用しているので、図９ではＷＤＣＳ２１／ＲＨＲ３として表示する。

静的安全系の第４の安全区分は、第１実施形態における静的安全系と同様であるため、説明を省略する。

第２実施形態に示されるＥＣＣＳにおいて、第１実施形態と異なる点は、低圧炉心冷却系２と、残留熱除去系３及びウェットウェル・ドライウェル冷却系２１が完全に独立系統として設けられていることである。

これにより、動的安全系機器による格納容器冷却の信頼性を向上させることができる。

図７は、第２実施形態における低圧炉心冷却系２及び残留熱除去系３／ウェットウェル・ドライウェル冷却系（ＷＤＣＳ）２１の構成図を示したものである。図６における第１〜３安全区分には、図７に示した低圧炉心冷却系２及び残留熱除去系３／ウェットウェル・ドライウェル冷却系２１の構成と同様の安全区分が設けられる。

低圧炉心冷却系（ＬＰＦＬ）２は、設計基準事故である冷却材喪失事故時、ＬＰＦＬポンプ３０を自動起動し、さらに注入弁２９を自動で開き、原子炉圧力容器１４へサプレッション・プール１３内の水の注入を行う。

一方、残留熱除去系（ＲＨＲ）３は、ＲＨＲポンプ２３を用いて原子炉格納容器１５内へ冷却水を散布する、ウェットウェル・ドライウェル冷却系２１として機能する。

残留熱除去系３はウェットウェル・ドライウェル冷却系２１として使用可能なように、ドライウェル・スプレ用にドライウェル・スプレヘッダ２７に接続する分岐配管２４ａと、分岐配管２４ａ上に設置された電動弁２５ａを有する。

また、ウェットウェル・スプレ用に、ウェットウェル・スプレノズル２８に接続する分岐配管２４ｂと、分岐配管２４ｂ上に設置された電動弁２５ｂとを有する。

本実施形態によれば、新たにＲＨＲポンプ２３を設けたことにより、設計基準事故である冷却材喪失事故時の動的安全系による炉心冷却と原子炉格納容器冷却に独立性が確保され、信頼性を向上させることができる。

また、巨大地震や巨大ハリケーン等の過酷な自然現象の発生に対しても、炉心損傷の発生するリスクを著しく低減することが可能である。

［第３実施形態］
図８を用いて、本発明に係るＥＣＣＳの第３実施形態について説明する。

また、この第３実施形態のＥＣＣＳを説明するに当たり、第１実施形態のＥＣＣＳと対応する部分については、構成および作用が共通するので同一の符号を付して説明を省略する。

図８は、第３実施形態のＥＣＣＳの区分図を示したものである。

非常用電源は、外部電源系の喪失時に原子炉を安全に停止するために必要な電源を供給するとともに、工学的安全施設を作動させるための電源を供給する重要な設備である。

通常、一つの安全区分には、一つの非常用電源が設けられる。この非常用電源の故障を単一故障として仮定して安全評価が行われる。そのため、非常用電源の単一故障で、安全区分の動的系統が全て機能喪失するものと仮定することが要求される。

よって、外部電源喪失時に、非常用電源の単一故障を考えても、電源の完全喪失とならないよう、多様性と独立性を備える設計が求められる。

これに対応するため、第３実施形態におけるＥＣＣＳは、第１実施形態における非常用電源としての非常用ディーゼル発電機４に、さらに補助電源としてガスタービン発電機（ＧＴＧ）３５ａを設けたものである。

ガスタービン発電機３５ａは、冷却水系が不要であり、非常用ディーゼル発電機４のみを設けるよりも信頼性を向上させることができる。

また、本実施形態においては非常用ディーゼル発電機４及びガスタービン発電機３５ａを設けたが、ガスタービン発電機３５ａのみを設けてもよい。

本実施形態によれば、非常用電源の多様性の確保が可能となり、ＥＣＣＳの安全性をより向上させることができる。

また、巨大地震や巨大ハリケーン等の過酷な自然現象の発生に対しても、炉心損傷の発生するリスクを著しく低減することが可能である。

［第４実施形態］
図９を用いて、本発明に係るＥＣＣＳの第４実施形態について説明する。

この第４実施形態のＥＣＣＳを説明するに当たり、第３実施形態のＥＣＣＳと対応する部分については同一の符号を付して説明を省略する。

図９は、第４実施形態のＥＣＣＳの区分図を示したものである。第４実施形態では、動的安全系に給電する補助電源として、非常用ディーゼル発電機（ＥＤＧ）４に加えて、動的安全系の安全区分のいずれか一つに切り替えて給電できるガスタービン発電機（ＧＴＧ）３５ｂを備える。ガスタービン発電機３５ｂは、動的安全系の少なくとも一つの安全区分に、例えば１機設けられる。

第４実施形態におけるＥＣＣＳは、ガスタービン発電機３５ｂから動的安全系の各安全区分に至るラインに遮断器３６を設けることにより、ガスタービン発電機３５ｂからの給電を各動的安全系の安全区分の電源母線に切り替えることが可能である。

ガスタービン発電機３５ｂは、動的安全系の全安全区分で共用するため、ＥＣＣＳ全体で６系統の非常用電源を有することとなる。よって電源の多様性を確保でき、原子力発電プラント運転中のＳＢＯに対する安全性を向上させることができる。

これにより、巨大地震や巨大ハリケーン等の過酷な自然現象の発生に対しても、炉心損傷の発生するリスクを著しく低減することが可能である。

本発明に係る非常用炉心冷却系の第１実施形態の区分図。 本発明に係る非常用炉心冷却系の第１実施形態の構成図。 本発明に係る非常用炉心冷却系の第１実施形態の変形例を示した区分図。 本発明に係る非常用炉心冷却系の第１実施形態の変形例を示した区分図。 本発明に係る非常用炉心冷却系における、設計基準事故である冷却材喪失事故時の原子炉内水位変化の解析結果を示すグラフ。 本発明に係る非常用炉心冷却系の第２実施形態の区分図。 本発明に係る非常用炉心冷却系の第２実施形態の構成図。 本発明に係る非常用炉心冷却系の第３実施形態の区分図。 本発明に係る非常用炉心冷却系の第４実施形態の区分図。 従来のＢＷＲ７２の非常用炉心冷却系の区分図。 従来のＢＷＲ７２の非常用炉心冷却系の構成図。 従来のＢＷＲ７５の非常用炉心冷却系の区分図。 従来のＡＢＷＲの非常用炉心冷却系の区分図。 従来のＥＳＢＷＲの非常用炉心冷却系の構成図。 従来のＴＳＢＷＲの非常用炉心冷却系の区分図。

符号の説明

１ 高圧炉心冷却系（ＨＰＣＦ）
２ 低圧炉心冷却系（ＬＰＦＬ）
３ 残留熱除去系（ＲＨＲ）
４ 非常用ディーゼル発電機（ＥＤＧ）
５ アイソレーション・コンデンサ（ＩＣ）
６ 重力落下式炉心冷却系（ＧＤＣＳ）
７ 静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）
９ 格納容器スプレ系
１０ ＬＰＦＬポンプ
１１ 注入弁
１２ ＲＨＲ熱交換器
１３ サプレッション・プール
１４ 原子炉圧力容器（ＲＰＶ）
１５ 原子炉格納容器（ＰＣＶ）
１６ ドライウェル・スプレヘッダ
１７ａ、１７ｂ 分岐配管
１８ａ、１８ｂ 電動弁
１９ ウェットウェル・スプレノズル
２０ 電動逃がし弁
２１ ウェットウェル・ドライウェル冷却系（ＷＤＣＳ）
２３ ＲＨＲポンプ
２４ａ、２４ｂ 分岐配管
２５ａ、２５ｂ 電動弁
２７ ドライウェル・スプレヘッダ
２８ ウェットウェル・スプレノズル
２９ 注入弁
３０ ＬＰＦＬポンプ
３１ ＲＨＲ熱交換器
３５ａ、３５ｂ ガスタービン発電機（ＧＴＧ）
３６ 遮断器
４０ａ 高圧炉心注水系（ＨＰＣＩ）
４１ａ、４１ｂ 低圧炉心注水系（ＬＰＣＩ）
４２ａ、４２ｂ、４２ｃ、４２ｄ 残留熱除去系（ＲＨＲ）
４３ａ、４３ｂ、４３ｃ、４３ｄ 非常用ディーゼル発電機（ＥＤＧ）
４５ 前段ポンプ
４６ ＨＰＣＩポンプ
４７ ＲＨＲ熱交換器
４８ ＬＰＣＩポンプ
４９ 給水配管
５０ｂ 補助給水系（ＡＦＳ）
５１ｂ 低圧炉心スプレ系（ＬＰＣＳ）
５２ｂ ウェットウェル・ドライウェル冷却系（ＷＤＣＳ）
６０ｃ、６０ｄ 高圧炉心冷却系（ＨＰＣＦ）
６１ｃ、６１ｄ 低圧炉心冷却系（ＬＰＦＬ）
６２ｃ 原子炉隔離時冷却設備（ＲＣＩＣ）
６５、６５ｄ アイソレーション・コンデンサ（ＩＣ）
６６、６６ｄ 重力落下式炉心冷却系（ＧＤＣＳ）
６７、６７ｄ 静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）
６８ ＧＤＣＳプール
６９ 上部冷却水プール

Claims (8)

1. 沸騰水型原子力プラントに設けられる非常用炉心冷却系であって、
   前記非常用炉心冷却系は、３区分からなる動的安全系の安全区分と、
   少なくとも１区分からなる静的安全系の安全区分とを備え、
   前記動的安全系の各安全区分は、設計基準事故時において炉心冷却に必要とされる１００％の注水機能を有する高圧炉心冷却系と、設計基準事故時において炉心冷却に必要とされる１００％の注水機能を有する低圧炉心冷却系と、設計基準事故時において炉心冷却及び原子炉格納容器冷却に必要とされる１００％の除熱能力を有する残留熱除去系と、前記高圧炉心冷却系、低圧炉心冷却系及び残留熱除去系に給電する非常用電源として非常用ディーゼル発電機とを備え、
   前記静的安全系の安全区分は、アイソレーション・コンデンサを備え、
   前記アイソレーション・コンデンサは、外部から冷却水の補給を行わない場合であっても少なくとも８時間の炉心冷却が可能な冷却水を保持し、
   各前記安全区分は、物理的な分離壁により区画されたことを特徴とする非常用炉心冷却系。
2. 前記動的安全却系専用の安全区分に給電する補助電源としてそれぞれの安全区分ごとに前記非常用ディーゼル発電機とは別にガスタービン発電機を備えたことを特徴とする請求項１に記載の非常用炉心冷却系。
3. 前記動的安全系専用の安全区分に給電する補助電源として少なくとも１機のガスタービン発電機を備え、前記ガスタービン発電機は、全ての前記動的安全系の安全区分で共用し、前記動的安全系専用の安全区分のいずれか一つに切り替えて給電できることを特徴とする請求項１に記載の非常用炉心冷却系。
4. 前記静的安全系の安全区分は、静的格納容器冷却系をさらに備えたことを特徴とする請求項１〜３のいずれか一項に記載の非常用炉心冷却系。
5. 前記静的安全系の安全区分は、重力落下式炉心冷却系をさらに備えたことを特徴とする請求項１〜４のいずれか一項に記載の非常用炉心冷却系。
6. 前記低圧炉心冷却系は、格納容器スプレ系として使用可能なように、格納容器スプレヘッダに接続する分岐配管と、前記分岐配管上に設置された電動弁とを有することを特徴とする請求項１〜５のいずれか一項に記載の非常用炉心冷却系。
7. 前記残留熱除去系は、前記低圧炉心冷却系とは独立に構成され、前記独立した残留熱除去系１系統を全ての前記動的安全系専用の安全区分ごとに有し、前記独立の残留熱除去系は、前記格納容器スプレ系として使用可能なように、格納容器スプレヘッダに接続する分岐配管と、前記配管上に設置された電動弁とを有することを特徴とする請求項１〜５のいずれか一項に記載の非常用炉心冷却系。
8. 沸騰水型原子炉の炉心と、
   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格納する原子炉格納容器と、
   ３区分からなる動的安全系の安全区分と、少なくとも１区分からなる静的安全系の安全区分を有する非常用炉心冷却系とを備え、
   前記動的安全系の各安全区分は、設計基準事故において炉心冷却に必要とされる１００％の注水機能を有する高圧炉心冷却系と、設計基準事故において炉心冷却に必要とされる１００％の注水機能を有する低圧炉心冷却系と、設計基準事故において炉心冷却及び原子炉格納容器冷却に必要とされる１００％の除熱能力を有する残留熱除去系と、前記高圧炉心冷却系、低圧炉心冷却系及び残留熱除去系に給電する非常用電源として非常用ディーゼル発電機とを備え、
   前記静的安全系の安全区分は、アイソレーション・コンンデンサを備え、
   前記アイソレーション・コンンデンサは、外部から冷却水の補給を行わない場合であっても少なくとも８時間の炉心冷却が可能な冷却水を保持したことを特徴とする沸騰水型原子力プラント。

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