JP5513846B2

JP5513846B2 - 原子力発電プラントおよびその運転方法

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Publication number: JP5513846B2
Application number: JP2009250728A
Authority: JP
Inventors: 圭太後藤; 理知黒田; 和夫久島
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 2009-10-30
Filing date: 2009-10-30
Publication date: 2014-06-04
Anticipated expiration: 2029-10-30
Also published as: JP2011095160A

Description

この発明は、燃料プール冷却浄化系および圧力抑制プール浄化系を備えた原子力発電プラント、および、その運転方法に関する。

沸騰水型軽水炉を利用した原子力発電プラントでは、使用済燃料プール内に貯蔵する使用済燃料の崩壊熱を除去し、プール水温を規定値以下に抑えるとともに使用済燃料プールの水質を維持するための燃料プール冷却浄化設備を有している。また、改良型沸騰水型軽水炉を利用した原子力発電プラントでは、燃料プール冷却浄化設備に加え、圧力抑制プール（Ｓ／Ｐ）の水質を維持するための圧力抑制プール浄化設備を有している。

図１０は、現状の燃料プール冷却浄化系（ＦＰＣ系）および圧力抑制プール浄化系（ＳＰＣＵ系）の構成を示す。

使用済燃料プール１内の使用済燃料２から発生した崩壊熱により温められたプール水は、使用済燃料プール１上部へ移行する。使用済燃料プール１上部のプール水は、スキマサージタンク３へ流入する。スキマサージタンク３へ流入したプール水は、ＦＰＣポンプ吸込配管４を通し、ＦＰＣポンプ２７により加圧され、ＦＰＣろ過脱塩塔２８により浄化される。浄化されたプール水は、ＦＰＣ熱交換器２９により冷却され、ＦＰＣ戻り配管１５を経由して、使用済燃料プールディフューザ１６を介し、使用済燃料プール１底部に戻される。

ここで、２基のＦＰＣ熱交換器２９は、独立した３区分（３系統）から成る原子炉補機冷却水系（ＲＣＷ系）（図示せず）のうち２区分（２系統）により、１基ずつ冷却される。

圧力抑制プール水は、Ｓ／Ｐストレーナ１９を介し、ＳＰＣＵポンプ吸込配管２０を通し、ＳＰＣＵポンプ３０により加圧され、ＦＰＣろ過脱塩塔２８により浄化される。浄化された圧力抑制プール水はＳ／Ｐ戻り配管２３を経由して圧力抑制プール１８に戻される。

特許文献１に示すように、燃料プール冷却浄化設備と圧力抑制プール浄化設備の合理化の観点で、ＳＰＣＵポンプをＦＰＣポンプとして使用可能な構成とすることが挙げられている。特許文献１では、燃料プール冷却浄化・圧力抑制プール浄化設備は、ＦＰＣポンプ１台と、ＳＰＣＵポンプ１台と、ＦＰＣろ過脱塩塔２基と、ＦＰＣ熱交換器２基から構成されている。

特開２００３−１４９３８０号公報

原子力発電プラントでは、現在、信頼性向上のためのオンラインメンテナンス（原子炉運転時の機器メンテナンス）時の単一故障への対応、および、稼働率アップのための定期点検短縮が望まれている。

しかし、従来のＦＰＣ系・ＳＰＣＵ系の構成では、ＦＰＣ系が２区分（２系統）の構成である。このため、原子炉運転時にＦＰＣ系の２区分のうちの１区分をオンラインメンテナンスのために機能停止させている状況で、さらに、安全評価の基準として機器の単一故障を想定すると、原子炉運転時に燃料プール冷却が不能となるので、安全が確保できないという課題があった。

また、従来のＦＰＣ系・ＳＰＣＵ系の構成で定期点検短縮を行う場合は、崩壊熱が大きい状況で使用済燃料プールゲートを閉とするために、燃料プール中で除熱すべき崩壊熱量が増加する。そのため、熱交換器の除熱量が増加し、ＦＰＣ系２区分の構成ではＲＣＷ系３区分の熱負荷バランスが悪化するという課題がある。

本発明は上記課題に鑑みてなされたものであって、原子力発電プラントのＦＰＣ系・ＳＰＣＵ系において、オンラインメンテナンス時の単一故障を想定したときにも高い信頼性を得られるようにし、また、ＲＣＷ系３区分の熱負荷バランスを改善することを目的とする。

上記目的を達成するために、本発明に係る原子力発電プラントは、使用済燃料を水中で貯蔵するための使用済燃料プールと、原子炉格納容器の過剰な圧力上昇を抑制する圧力抑制プールと、前記使用済燃料プール内の燃料プール水を取り出してその燃料プール水を冷却し浄化して前記使用済燃料プールに戻す燃料プール冷却浄化系と、弁の切り替えによって前記燃料プール冷却浄化系の一部を利用して前記圧力抑制プール内の圧力抑制プール水を取り出してその圧力抑制プール水を浄化する圧力抑制プール浄化系と、を有する原子力発電プラントであって、前記燃料プール冷却浄化系は、燃料プール水を浄化するろ過脱塩装置と、前記燃料プール水を冷却する互いに並列の３基の熱交換器と、前記燃料プール水を循環させる互いに並列の第１、第２および第３のポンプと、を有し、前記圧力抑制プール浄化系は、少なくとも前記第３のポンプおよび前記ろ過脱塩装置を用いて前記圧力抑制プール水を浄化するように構成され、かつ前記燃料プール冷却浄化系の前記第１、第２および第３のポンプの吐出側配管は互いに連通可能であってしかも、前記第１のポンプの吐出側配管から分岐し、前記ろ過脱塩装置をバイパスして前記熱交換器の上流側に接続されるバイパス配管を備え、原子炉の運転停止時に、当該バイパス配管と前記第１のポンプで前記燃料プール水を循環させて前記３基の熱交換器のうちの少なくとも１基の熱交換器によって当該燃料プール水を冷却できるように構成されていること、を特徴とする。

また、本発明に係る原子力発電プラント運転方法は、
使用済燃料を水中で貯蔵するための使用済燃料プールと、原子炉格納容器の過剰な圧力上昇を抑制する圧力抑制プールと、を有する原子力発電プラントの運転方法であって、ろ過脱塩装置と、互いに並列の３基の熱交換器と、互いに並列の第１、第２および第３のポンプと、を用いて、前記使用済燃料プール内の燃料プール水を取り出してその燃料プール水を冷却および浄化して前記使用済燃料プールに戻す燃料プール冷却浄化工程と、弁を切り替えて、前記使用済燃料プール内の燃料プール水を取り出して、前記ろ過脱塩装置をバイパスさせて前記第１のポンプで前記燃料プール水を循環させて前記３基の熱交換器のうちの少なくとも１基の熱交換器によって当該燃料プール水を冷却する燃料プール冷却工程と、弁を切り替えて、前記圧力抑制プール内の圧力抑制プール水を取り出して、少なくとも前記第３のポンプおよび前記ろ過脱塩装置を用いて前記圧力抑制プール水を浄化する圧力抑制プール浄化系工程と、を有し、前記圧力抑制プール浄化系工程は前記燃料プール冷却工程と同時に行なわれること、を特徴とする。

本発明によれば、原子力発電プラントのＦＰＣ系・ＳＰＣＵ系において、オンラインメンテナンス時の単一故障を想定したときにも高い信頼性を得られ、また、ＲＣＷ系３区分の熱負荷バランスを改善することができる。

本発明に係る原子力発電プラントの第１の実施形態に係る燃料プール冷却浄化系（ＦＰＣ系）・圧力抑制プール浄化系（ＳＰＣＵ系）を示す系統図であって、原子炉通常運転時の状況を示す図である。図１の燃料プール冷却浄化系・圧力抑制プール浄化系において、原子炉運転停止時の原子炉ウェルの水張り運転状況を示す系統図である。図１の燃料プール冷却浄化系・圧力抑制プール浄化系において、原子炉運転停止時の原子炉ウェルの水抜き運転状況を示す系統図である。本発明に係る原子力発電プラントの第２の実施形態に係る燃料プール冷却浄化系・圧力抑制プール浄化系を示す系統図であって、原子炉通常運転時の状況を示す図である。図４の燃料プール冷却浄化系・圧力抑制プール浄化系において、原子炉運転停止時の原子炉ウェルの水張り運転状況を示す系統図である。図４の燃料プール冷却浄化系・圧力抑制プール浄化系において、原子炉運転停止時の原子炉ウェルの水抜き運転状況を示す系統図である。本発明に係る原子力発電プラントの第３の実施形態に係る燃料プール冷却浄化系・圧力抑制プール浄化系を示す系統図であって、原子炉通常運転時の圧力抑制プール浄化運転の状況を示す図である。図７の燃料プール冷却浄化系・圧力抑制プール浄化系において、原子炉運転停止時の原子炉ウェルの水張り運転状況を示す系統図である。図７の燃料プール冷却浄化系・圧力抑制プール浄化系において、原子炉運転停止時の原子炉ウェルの水抜き運転状況を示す系統図である。従来の原子力発電プラントの燃料プール冷却浄化系・圧力抑制プール浄化系を示す系統図であって、原子炉通常運転時の状況を示す図である。

以下、本発明に係る原子力発電プラントの燃料プール冷却浄化・圧力抑制プール浄化設備の実施形態について、図面を参照して説明する。ここで、図１０に示した従来技術と同一もしく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。

［第１の実施形態］
本発明に係る原子力発電プラントの第１の実施形態を、図１、図２および図３を用いて説明する。図１は、第１の実施形態に係る燃料プール冷却浄化系・圧力抑制プール浄化系を示す系統図であって、原子炉通常運転時の状況を示す図である。図２は、図１の燃料プール冷却浄化系・圧力抑制プール浄化系において、原子炉運転停止時の原子炉ウェルの水張り運転状況を示す系統図である。図３は、図１の燃料プール冷却浄化系・圧力抑制プール浄化系において、原子炉運転停止時の原子炉ウェルの水抜き運転状況を示す系統図である。これらの図で、弁のうちで白抜きで示したものは開いた状態を示し、黒く塗りつぶしたものは閉じた状態を示している。以下の図面でも同様である。

この第１の実施形態は、沸騰水型原子力発電プラントであって、使用済燃料プール１内に冷却水が満たされ、その中に使用済燃料２が貯蔵される。使用済燃料プール１からあふれた冷却水はスキマサージタンク３に流入し、スキマサージタンク３内の冷却水は、燃料プール冷却浄化系（ＦＰＣ系）５０を経て循環し、使用済燃料プール１内の使用済燃料プールディフューザ１６に戻るように構成されている。

すなわち、スキマサージタンク３は、燃料プール冷却浄化（ＦＰＣ）ポンプ吸込配管４を経て、燃料プール冷却浄化（ＦＰＣ）ポンプ（第１のポンプ）９、燃料プール冷却浄化（ＦＰＣ）・圧力抑制プール浄化（ＳＰＣＵ）ポンプ（第２のポンプ）８およびＦＰＣ・ＳＰＣＵポンプ（第３のポンプ）７の吸込側に接続されている。スキマサージタンク３とＦＰＣポンプ９の吸込側配管の間には弁５１が配置され、スキマサージタンク３とＦＰＣ・ＳＰＣＵポンプ８の吸込側配管の間には弁５１に加えて弁５２が配置されている。ＦＰＣ・ＳＰＣＵポンプ８と７の各吸込側配管同士は接続配管５で接続され、この接続配管５に接続弁６が配置されている。なお、符号２４は、ＦＰＣ・ＳＰＣＵポンプ７のＳＰＣＵポンプ吐出配管である。

ＦＰＣポンプ９、ＦＰＣ・ＳＰＣＵポンプ８、７の各吐出側配管それぞれには各ポンプ内の逆流を防ぐための逆止弁５３、５４、５５が配置されている。逆止弁５３、５４の下流側は弁３２を介して互いに接続され、逆止弁５４、５５の下流側は弁３３を介して互いに接続されている。逆止弁５５、５４の下流側にはそれぞれ、第１のＦＰＣろ過脱塩塔（第１のＦＰＣろ過脱塩装置）１０、第２のＦＰＣろ過脱塩塔（第２のＦＰＣろ過脱塩装置）１１が接続されている。第１のＦＰＣろ過脱塩塔１０、第２のＦＰＣろ過脱塩塔１１の下流側は弁３４を介して互いに接続されている。

第２のＦＰＣろ過脱塩塔１１の下流側には、ＦＰＣ熱交換器入口弁３５を介してＦＰＣ熱交換器群５６が接続されている。ＦＰＣ熱交換器群５６は、第１、第２、第３のＦＰＣ熱交換器１２、１３、１４からなり、これらが並列に接続されている。

ＦＰＣ熱交換器群５６の下流側はＦＰＣ戻り配管１５を経て、使用済燃料プール１内の使用済燃料プールディフューザ１６に接続されている。

ＦＰＣポンプ９の吐出側の逆止弁５３の下流側で、ＦＰＣろ過脱塩塔バイパス配管１７が分岐し、ＦＰＣろ過脱塩塔バイパス弁３６を介してＦＰＣ熱交換器群５６の上流側に接続されている。

圧力抑制プール浄化系（ＳＰＣＵ系）７０は、適時に弁を切り替えることによって、燃料プール冷却浄化系５０の一部を利用して、圧力抑制プール（Ｓ／Ｐ）１８内のプール水の浄化を行う系統である。圧力抑制プール１８内のＳ／Ｐストレーナ１９とＦＰＣ・ＳＰＣＵポンプ（第３のポンプ）７の吸込側とがＳＰＣＵポンプ吸込配管２０で接続されている。ＳＰＣＵポンプ吸込配管２０には、弁６０、６１および逆止弁６２が直列に配置されている。

第１のＦＰＣろ過脱塩塔１０の下流側から弁３７を経て圧力抑制プール１８に至るＳ／Ｐ戻り配管２３が接続されている。また、第１のＦＰＣろ過脱塩塔１０の上流側から第１のＦＰＣろ過脱塩塔１０をバイパスして、弁６３を介してＳ／Ｐ戻り配管２３に至るバイパス配管６４が接続されている。

第１のＦＰＣろ過脱塩塔１０の下流側から水張り弁３８を介して機器仮置きプール２１に至る原子炉ウェル水張り配管３９が配置されている。

原子炉ウェル２６は、原子炉運転停止時に、燃料交換などのために、機器仮置きプール２１とともに水張り可能なものである。原子炉ウェル２６および機器仮置きプール２１に水を張った状態で、使用済燃料プール１と連通可能である。

機器仮置きプール２１の底部から下方にドレン配管２２が延びて、低電導度廃液系４３に接続されている。また、ドレン配管２２から分岐して、原子炉ウェル水抜き配管４０が、水抜き弁４１を介して接続配管５に接続されている。

原子炉事故時の崩壊熱を除去するための残留熱除去系（ＲＨＲ系）４２が、ＦＰＣ戻り配管１５に接続されて、また、原子炉ウェル２６に接続されている。さらに、残留熱除去系４２は、ＲＨＲ−ＦＰＣ連絡配管３１により、弁６５を介してＦＰＣポンプ吸込配管４と接続されている。

つぎに、第１の実施形態の作用について説明する。

図１に示すように、原子炉の通常運転時には、使用済燃料プール１の冷却・浄化に関して、プール水は、スキマサージタンク３を介して、ＦＰＣポンプ吸込配管４および接続配管５上の接続弁６開で接続配管５に移行後、ＦＰＣ・ＳＰＣＵポンプ７、またはＦＰＣ・ＳＰＣＵポンプ８、またはＦＰＣポンプ９のうち２台により加圧され、第１のＦＰＣろ過脱塩塔１０および第２のＦＰＣろ過脱塩塔１１で浄化される。浄化されたプール水は、並列したＦＰＣ熱交換器１２、１３、１４により冷却され、ＦＰＣ戻り配管１５と、使用済燃料プールディフューザ１６を介し、使用済燃料プール１に戻される。

このとき、弁３６、３７、３８、４１、６０、６１、６３、６５が閉じており、ＳＰＣＵポンプ吸込配管２０、Ｓ／Ｐ戻り配管２３、原子炉ウェル水張り配管３９、原子炉ウェル水抜き配管４０、ＦＰＣろ過脱塩塔バイパス配管１７、ＲＨＲ−ＦＰＣ連絡配管３１には水が流れず、圧力抑制プール浄化系７０は機能停止している。

原子炉運転停止時の定期点検などのために原子炉ウェル２６の水張りを行うときには、図２に示すように、使用済燃料プール１の冷却のために、燃料プール水は、スキマサージタンク３を介し、ＦＰＣポンプ吸込配管４に移行後、ＦＰＣポンプ９により加圧され、ＦＰＣろ過脱塩塔バイパス配管１７を通って、ＦＰＣ熱交換器１２、１３、１４により冷却され、ＦＰＣ戻り配管１５を通って、使用済燃料プール１に戻される。

一方、同時に、圧力抑制プール１８のプール水は、Ｓ／Ｐストレーナ１９を介し、ＳＰＣＵポンプ吸込配管２０を通り、ＦＰＣ・ＳＰＣＵポンプ７と、ＦＰＣ・ＳＰＣＵポンプ８の２台により加圧され、第１のＦＰＣろ過脱塩塔１０および第２のＦＰＣろ過脱塩塔１１で浄化され、原子炉ウェル水張り配管３９を経由して、機器仮置プール２１に導かれる。

このとき、弁３２、３５、３７、４１、５２、６３、６５は閉じており、Ｓ／Ｐ戻り配管２３、原子炉ウェル水抜き配管４０、ＲＨＲ−ＦＰＣ連絡配管３１には水が流れない。

原子炉運転停止時に原子炉ウェル２６の水張りを行い、燃料交換作業を完了した後に原子炉ウェル２６の水を抜くときには、図３に示すように、使用済燃料プール１の冷却のための流路は図２に示す原子炉ウェル２６の水張り時と同様である。すなわち、燃料プール水は、スキマサージタンク３を介し、ＦＰＣポンプ吸込配管４に移行後、ＦＰＣポンプ９により加圧され、ＦＰＣろ過脱塩塔バイパス配管１７を通って、ＦＰＣ熱交換器１２、１３、１４により冷却され、ＦＰＣ戻り配管１５を通って、使用済燃料プール１に戻される。

また、原子炉ウェル２６の水抜きに時に、原子炉ウェル２６の水は、機器仮置プール２１底部から、ドレン配管２２と、原子炉ウェル水抜き配管４０を経由し、ＦＰＣ・ＳＰＣＵポンプ７とＦＰＣ・ＳＰＣＵポンプ８の２台の並列のポンプにより加圧され、第１のＦＰＣろ過脱塩塔１０および第２のＦＰＣろ過脱塩塔１１で浄化される。浄化された水は、Ｓ／Ｐ戻り配管２３を通り、圧力抑制プール１８に戻される。このとき、弁３２、３５、３８、５２、６０、６１、６３、６５は閉じており、ＳＰＣＵポンプ吸込配管２０の逆止弁６２の上流、原子炉ウェル水張り配管３９、ＲＨＲ−ＦＰＣ連絡配管３１には水が流れない。

この第１の実施形態によれば、第１、第２、第３のＦＰＣ熱交換器１２、１３、１４が並列に接続されているので、原子炉運転中に３基のＦＰＣ熱交換器のうちの１基についてメンテナンスを行っているときに残りの２基のＦＰＣ熱交換器のうちの１基が単一故障を起こしたことを想定しても、１基は動作可能である。これにより、使用済燃料プール１の冷却を行うことができ、冷却性が確保される。

また、３台のポンプ、すなわち、ＦＰＣポンプ（第１のポンプ）９、ＦＰＣ・ＳＰＣＵポンプ（第２のポンプ）８およびＦＰＣ・ＳＰＣＵポンプ（第３のポンプ）７を備えていることから、これらのうちの１台がオンラインメンテナンス中に残りの２台のうちの１台に単一故障があっても１台のポンプを使用することができる。これにより、使用済燃料プール１の冷却を行うことができ、冷却性が確保される。

また、使用済燃料プール中の使用済燃料から発生する崩壊熱が十分に減少した後、ＦＰＣ系１系統で使用済燃料プール冷却を行う。この際、他のＦＰＣ２系統のうちの１系統についてオンラインメンテナンスを実施し、残り１系統を予備機として運用することができる。この第１の実施形態によれば、ＦＰＣ系のオンラインメンテナンス中の単一故障が発生した場合でも、残り１系統のＦＰＣ系により使用済燃料プールの冷却が可能である。

また、使用済燃料プール冷却を１区分確保しつつ、定期点検時にポンプ２台により大容量の原子炉ウェル水張り・水抜きが可能であり、定期点検時間の短縮が可能である。

［第２の実施形態］
本発明に係る原子力発電プラントの第２の実施形態を、図４、図５および図６を用いて説明する。なお、第１の実施形態と同一の構成では、同一の符号を付し、重複の説明は省略する。

図４は、第２の実施形態に係る燃料プール冷却浄化系・圧力抑制プール浄化系を示す系統図であって、原子炉通常運転時の状況を示す図である。図５は、図４の燃料プール冷却浄化系・圧力抑制プール浄化系において、原子炉運転停止時の原子炉ウェルの水張り運転状況を示す系統図である。図６は、図４の燃料プール冷却浄化系・圧力抑制プール浄化系において、原子炉運転停止時の原子炉ウェルの水抜き運転状況を示す系統図である。

この第２の実施形態では、第１の実施形態の構成における接続配管５を、ＲＨＲ−ＦＰＣ連絡配管３１から分岐し、ＳＰＣＵポンプ吸込配管２０に接続し、ＦＰＣ系３区分構成とする。

スキマサージタンク３は、ＦＰＣポンプ吸込配管４を経て、互いに並列に接続された２台のＦＰＣポンプ（第１、第２のポンプ）２７の吸込側に接続されている。スキマサージタンク３とＦＰＣポンプ２７の吸込側配管の間には弁５１が配置されている。２台のＦＰＣポンプ２７の各吐出側配管それぞれには各ポンプ内の逆流を防ぐための逆止弁５３、５４が配置されている。

逆止弁５３、５４の下流側には弁７１を介して第２のＦＰＣろ過脱塩塔１１が接続されている。第２のＦＰＣろ過脱塩塔１１の下流側には、ＦＰＣ熱交換器入口弁３５を介してＦＰＣ熱交換器群５６が接続されている。ＦＰＣ熱交換器群５６の構成は第１の実施形態と同様である。第２のＦＰＣろ過脱塩塔１１の上流側および下流側にはそれぞれ、弁３３、弁３４を介して第１のＦＰＣろ過脱塩塔１０が、第２のＦＰＣろ過脱塩塔１１に並列に接続されている。

ＦＰＣ熱交換器群５６の下流側は、第１の実施形態と同様に、ＦＰＣ戻り配管１５を経て、使用済燃料プール１内の使用済燃料プールディフューザ１６に接続されている。

弁７１の上流側でＦＰＣろ過脱塩塔バイパス配管１７が分岐し、ＦＰＣろ過脱塩塔バイパス弁３６を介してＦＰＣ熱交換器群５６の上流側に接続されている。

圧力抑制プール浄化系（ＳＰＣＵ系）７０では、圧力抑制プール１８内のＳ／Ｐストレーナ１９とＳＰＣＵポンプ（第３のポンプ）３０の吸込側とがＳＰＣＵポンプ吸込配管２０で接続されている。ＳＰＣＵポンプ吸込配管２０には、弁６０、６１および逆止弁６２が直列に配置されている。

残留熱除去系（ＲＨＲ系）４２とＦＰＣポンプ吸込配管４とを接続するＲＨＲ−ＦＰＣ連絡配管３１から分岐して接続配管５が延び、接続弁６を介して、ＳＰＣＵポンプ吸込配管２０に接続されている。

ＳＰＣＵポンプ３０の吐出側のＳＰＣＵポンプ吐出配管２４には逆止弁５５が接続され、逆止弁５５の下流側は、３本の配管に分岐している。この分岐管の１本目は、弁７２を介して弁３３と第１のＦＰＣろ過脱塩塔１０の上流側に接続され、２本目は、弁７３を介してＦＰＣ熱交換器群５６の入口部に接続され、３本目は弁６３を介してＳ／Ｐ戻り配管２３に至るバイパス配管６４となっている。

第１の実施形態と同様に、弁３７からＳ／Ｐ戻り配管２３を経て圧力抑制プール１８に接続されている。また、第１の実施形態と同様に、弁３８および原子炉ウェル水張り配管３９が機器仮置きプール２１に延びている。

第１のＦＰＣろ過脱塩塔１０の下流側は、弁７４を介して、弁３７と弁３８を結ぶ配管に接続されている。

第１の実施形態と同様に、機器仮置きプール２１の底部から下方にドレン配管２２が延びて、低電導度廃液系４３に接続されている。また、ドレン配管２２から分岐して、原子炉ウェル水抜き配管４０が、水抜き弁４１を介して接続配管５に接続されている。

つぎに、第２の実施形態の作用について説明する。

図４に示すように、原子炉の通常運転時には、使用済燃料プール１の冷却・浄化に関して、プール水は、スキマサージタンク３を介して、ＦＰＣポンプ吸込配管４を通り、弁５１を通って、並列した２台のＦＰＣポンプ２７のうち１台により加圧され、第１のＦＰＣろ過脱塩塔１０または第２のＦＰＣろ過脱塩塔１１で浄化される。浄化されたプール水は、並列した３基のＦＰＣ熱交換器１２、１３、１４により冷却され、ＦＰＣ戻り配管１５と、使用済燃料プールディフューザ１６を介して、使用済燃料プール１に戻される。

このとき、弁６、３６、３７、３８、４１、６０、６１、６３、６５、７２、７３、７４が閉じており、ＳＰＣＵポンプ吸込配管２０、Ｓ／Ｐ戻り配管２３、原子炉ウェル水張り配管３９、原子炉ウェル水抜き配管４０、ＦＰＣろ過脱塩塔バイパス配管１７、ＲＨＲ−ＦＰＣ連絡配管３１、接続配管５には水が流れず、圧力抑制プール浄化系７０は機能停止している。

原子炉運転停止時の定期点検などのために原子炉ウェル２６の水張りを行うときには、図５に示すように、使用済燃料プール１の冷却のために、燃料プール水は、スキマサージタンク３を介し、ＦＰＣポンプ吸込配管４に移行後、２台のＦＰＣポンプ２７により加圧され、ＦＰＣろ過脱塩塔バイパス配管１７を通って、ＦＰＣ熱交換器１２、１３、１４により冷却され、ＦＰＣ戻り配管１５を通って、使用済燃料プール１に戻される。

一方、同時に、圧力抑制プール１８のプール水は、Ｓ／Ｐストレーナ１９を介し、ＳＰＣＵポンプ吸込配管２０を通り、ＳＰＣＵポンプ３０により加圧され、第１のＦＰＣろ過脱塩塔１０および第２のＦＰＣろ過脱塩塔１１で浄化され、原子炉ウェル水張り配管３９を経由して、機器仮置プール２１に導かれる。

このとき、弁６、３５、３７、４１、６３、６５、７１、７３は閉じており、接続配管５、Ｓ／Ｐ戻り配管２３、原子炉ウェル水抜き配管４０、ＲＨＲ−ＦＰＣ連絡配管３１には水が流れない。

原子炉運転停止時に原子炉ウェル２６の水張りを行い、燃料交換作業を完了した後に原子炉ウェル２６の水を抜くときには、図６に示すように、使用済燃料プール１の冷却のための流路は図５に示す原子炉ウェル２６の水張り時と同様である。すなわち、燃料プール水は、スキマサージタンク３を介し、ＦＰＣポンプ吸込配管４に移行後、２台のＦＰＣポンプ２７により加圧され、ＦＰＣろ過脱塩塔バイパス配管１７を通って、ＦＰＣ熱交換器１２、１３、１４により冷却され、ＦＰＣ戻り配管１５を通って、使用済燃料プール１に戻される。

また、原子炉ウェル２６の水抜きに時に、原子炉ウェル２６の水は、機器仮置プール２１底部からドレン配管２２と、原子炉ウェル水抜き配管４０および接続配管５を経由し、ＳＰＣＵポンプ３０により加圧され、第１のＦＰＣろ過脱塩塔１０および第２のＦＰＣろ過脱塩塔１１で浄化される。浄化された水は、Ｓ／Ｐ戻り配管２３を通り、圧力抑制プール１８に戻される。このとき、弁６、３５、３８、６３、６５、７１、７３は閉じており、原子炉ウェル水張り配管３９、ＲＨＲ−ＦＰＣ連絡配管３１には水が流れない。

この第２の実施形態によれば、第１の実施形態と同様に、第１、第２、第３のＦＰＣ熱交換器１２、１３、１４が並列に接続されているので、原子炉運転中に３基のＦＰＣ熱交換器のうちの１基についてメンテナンスを行っているときに残りの２基のＦＰＣ熱交換器のうちの１基が単一故障を起こしたことを想定しても、１基は動作可能である。これにより、使用済燃料プール１の冷却を行うことができ、冷却性が確保される。

また、３台のポンプ、すなわち、２台のＦＰＣポンプ（第１および第２のポンプ）２７およびＳＰＣＵポンプ（第３のポンプ）３０を備えていることから、これらのうちの１台がオンラインメンテナンス中に残りの２台のうちの１台に単一故障があっても１台のポンプを使用することができる。これにより、使用済燃料プール１の冷却を行うことができ、冷却性が確保される。

また、第１の実施形態と同様に、使用済燃料プール中の使用済燃料から発生する崩壊熱が十分に減少した後、ＦＰＣ系１系統で使用済燃料プール冷却を行う。この際、他のＦＰＣ２系統のうちの１系統についてオンラインメンテナンスを実施し、残り１系統を予備機として運用することができる。これにより、ＦＰＣ系のオンラインメンテナンス中の単一故障が発生した場合でも、残り１系統のＦＰＣ系により使用済燃料プールの冷却が可能である。

また、この第２の実施形態では、図１０に示す従来の系統に対する変更が比較的少なく、改造工事を行う場合に有利である。

［第３の実施形態］
本発明に係る原子力発電プラントの第３の実施形態を、図７、図８および図９を用いて説明する。なお、第１の実施形態と同一の構成では、同一の符号を付し、重複の説明は省略する。

図７は、第３の実施形態に係る燃料プール冷却浄化系・圧力抑制プール浄化系を示す系統図であって、原子炉通常運転時の圧力抑制プール浄化運転の状況を示す図である。図８は、図７の燃料プール冷却浄化系・圧力抑制プール浄化系において、原子炉運転停止時の原子炉ウェルの水張り運転状況を示す系統図である。図９は、図７の燃料プール冷却浄化系・圧力抑制プール浄化系において、原子炉運転停止時の原子炉ウェルの水抜き運転状況を示す系統図である。

この第３の実施形態では、第１の実施形態の構成におけるろ過脱塩塔バイパス配管１７に３基目のろ過脱塩塔２５を設ける構成となっている。その他の構成は第１の実施形態と同様である。

つぎに、第３の実施形態の作用について説明する。

はじめに、原子炉の通常運転時の圧力抑制プール浄化運転時の状況を、図７を参照して説明する。

使用済燃料プール１の冷却・浄化に関して、プール水は、スキマサージタンク３を介して、ＦＰＣポンプ吸込配管４を通り、ＦＰＣポンプ（第１のポンプ）９およびＦＰＣ・ＳＰＣＵポンプ（第２のポンプ）８により加圧される。ＦＰＣポンプ９およびＦＰＣ・ＳＰＣＵポンプ８により加圧されたプール水は第２のＦＰＣろ過脱塩塔１１および第３のＦＰＣろ過脱塩塔２５で浄化される。浄化されたプール水は、第１の実施形態と同様に、並列したＦＰＣ熱交換器１２、１３、１４により冷却され、ＦＰＣ戻り配管１５と、使用済燃料プールディフューザ１６を介し、使用済燃料プール１に戻される。

一方、同時に、圧力抑制プール１８のプール水は、Ｓ／Ｐストレーナ１９を介し、ＳＰＣＵポンプ吸込配管２０を通り、ＦＰＣ・ＳＰＣＵポンプ（第３のポンプ）７により加圧され、第１のＦＰＣろ過脱塩塔１０で浄化され、Ｓ／Ｐ戻り配管２３を通して圧力抑制プール１８に戻される。

このとき、弁６、３３、３４、３８、４１、６５が閉じており、連絡配管５、原子炉ウェル水張り配管３９、原子炉ウェル水抜き配管４０、ＲＨＲ−ＦＰＣ連絡配管３１には水が流れない。

原子炉運転停止時の定期点検などのために原子炉ウェル２６の水張りを行うときには、図８に示すように、使用済燃料プール１の冷却のために、燃料プール水は、スキマサージタンク３を介し、ＦＰＣポンプ吸込配管４に移行後、ＦＰＣポンプ９により加圧される。その後、第３のＦＰＣろ過脱塩塔２５を通って、ＦＰＣ熱交換器１２、１３、１４により冷却され、ＦＰＣ戻り配管１５を通って、使用済燃料プール１に戻される。

一方、同時に、圧力抑制プール１８のプール水は、第１の実施形態における原子炉ウェル２６の水張り時（図２）と同様に、Ｓ／Ｐストレーナ１９を介し、ＳＰＣＵポンプ吸込配管２０を通り、ＦＰＣ・ＳＰＣＵポンプ７と、ＦＰＣ・ＳＰＣＵポンプ８の２台により加圧され、第１のＦＰＣろ過脱塩塔１０および第２のＦＰＣろ過脱塩塔１１で浄化され、原子炉ウェル水張り配管３９を経由して、機器仮置プール２１に導かれる。

原子炉運転停止時に原子炉ウェル２６の水張りを行った後に原子炉ウェル２６の水を抜くときには、図９に示すように、使用済燃料プール１の冷却のための流路は図８に示す原子炉ウェル２６の水張り時と同様である。すなわち、燃料プール水は、スキマサージタンク３を介し、ＦＰＣポンプ吸込配管４に移行後、ＦＰＣポンプ９により加圧される。その後、第３のＦＰＣろ過脱塩塔２５を通って、ＦＰＣ熱交換器１２、１３、１４により冷却され、ＦＰＣ戻り配管１５を通って、使用済燃料プール１に戻される。

また、原子炉ウェル２６の水抜きに時には、第１の実施形態における原子炉ウェル２６の水抜きに時（図３）と同様に、原子炉ウェル２６の水は、機器仮置プール２１底部からドレン配管２２と、原子炉ウェル水抜き配管４０を経由し、ＦＰＣ・ＳＰＣＵポンプ７とＦＰＣ・ＳＰＣＵポンプ８の２台の並列のポンプにより加圧され、第１のＦＰＣろ過脱塩塔１０および第２のＦＰＣろ過脱塩塔１１で浄化される。浄化された水は、Ｓ／Ｐ戻り配管２３を通り、圧力抑制プール１８に戻される。このとき、弁３２、３５、３８、５２、６０、６１、６３、６５は閉じており、ＳＰＣＵポンプ吸込配管２０、原子炉ウェル水張り配管３９、ＲＨＲ−ＦＰＣ連絡配管３１には水が流れない。

この第３の実施形態によれば、第１の実施形態と同様に、３基のＦＰＣ熱交換器１２、１３、１４が並列に接続されているので、原子炉運転中に３基のＦＰＣ熱交換器のうちの１基についてメンテナンスを行っているときに残りの２基のＦＰＣ熱交換器のうちの１基が単一故障を起こしたことを想定しても、１基は動作可能である。これにより、使用済燃料プール１の冷却を行うことができ、冷却性が確保される。

また、３台のポンプ、すなわち、ＦＰＣポンプ９、ＦＰＣ・ＳＰＣＵポンプ８およびＦＰＣ・ＳＰＣＵポンプ７を備えていることから、これらのうちの１台がオンラインメンテナンス中に残りの２台のうちの１台に単一故障があっても１台のポンプを使用することができる。これにより、使用済燃料プール１の冷却を行うことができ、冷却性が確保される。

さらにこの第３の実施形態によれば、圧力抑制プール浄化時および原子炉ウェル水抜き・水張り時においても使用済燃料プール冷却および使用済燃料プール浄化が可能である。

［他の実施形態］
以上説明した各実施形態は単なる励磁であって、本発明はこれらに限定されるものではない。たとえば、第３の実施形態の第３のＦＰＣろ過脱塩塔２５を第２の実施形態に適用することもできる。

１…使用済燃料プール、２…使用済燃料、３…スキマサージタンク、４…燃料プール冷却浄化（ＦＰＣ）ポンプ吸込配管、５…接続配管、６…接続弁、７…ＦＰＣ・ＳＰＣＵポンプ（第３のポンプ）、８…ＦＰＣ・ＳＰＣＵポンプ（第２のポンプ）、９…燃料プール冷却浄化（ＦＰＣ）ポンプ（第１のポンプ）、１０…第１のＦＰＣろ過脱塩塔（第１のＦＰＣろ過脱塩装置）、１１…第２のＦＰＣろ過脱塩塔（第２のＦＰＣろ過脱塩装置）、１２、１３、１４…ＦＰＣ熱交換器、１５…ＦＰＣ戻り配管、１６…使用済燃料プールディフューザ、１７…ＦＰＣろ過脱塩塔バイパス配管、１８…圧力抑制プール（Ｓ／Ｐ）、１９…Ｓ／Ｐストレーナ、２０…ＳＰＣＵポンプ吸込配管、２１…機器仮置きプール、２２…ドレン配管、２３…Ｓ／Ｐ戻り配管、２４…ＳＰＣＵポンプ吐出配管、２５…第３のＦＰＣろ過脱塩塔（第３のＦＰＣろ過脱塩装置）、２６…原子炉ウェル、２７…ＦＰＣポンプ、２８…ＦＰＣろ過脱塩塔、２９…ＦＰＣ熱交換器、３０…ＳＰＣＵポンプ、３１…ＲＨＲ−ＦＰＣ連絡配管、３５…ＦＰＣ熱交換器入口弁、３６…ＦＰＣろ過脱塩塔バイパス弁、３８…水張り弁、３９…原子炉ウェル水張り配管、４０…原子炉ウェル水抜き配管、４１…水抜き弁、４２…残留熱除去系（ＲＨＲ系）、４３…低電導度廃液系、５０…燃料プール冷却浄化系（ＦＰＣ系）、５３、５４、５５…逆止弁、５６…ＦＰＣ熱交換器群、６２…逆止弁、６４…バイパス配管、７０…圧力抑制プール浄化系（ＳＰＣＵ系）

Claims

使用済燃料を水中で貯蔵するための使用済燃料プールと、
原子炉格納容器の過剰な圧力上昇を抑制する圧力抑制プールと、
前記使用済燃料プール内の燃料プール水を取り出してその燃料プール水を冷却し浄化して前記使用済燃料プールに戻す燃料プール冷却浄化系と、
弁の切り替えによって前記燃料プール冷却浄化系の一部を利用して前記圧力抑制プール内の圧力抑制プール水を取り出してその圧力抑制プール水を浄化する圧力抑制プール浄化系と、
を有する原子力発電プラントであって、
前記燃料プール冷却浄化系は、燃料プール水を浄化するろ過脱塩装置と、前記燃料プール水を冷却する互いに並列の３基の熱交換器と、前記燃料プール水を循環させる互いに並列の第１、第２および第３のポンプと、を有し、
前記圧力抑制プール浄化系は、少なくとも前記第３のポンプおよび前記ろ過脱塩装置を用いて前記圧力抑制プール水を浄化するように構成され、かつ
前記燃料プール冷却浄化系の前記第１、第２および第３のポンプの吐出側配管は互いに連通可能であってしかも、前記第１のポンプの吐出側配管から分岐し、前記ろ過脱塩装置をバイパスして前記熱交換器の上流側に接続されるバイパス配管を備え、原子炉の運転停止時に、当該バイパス配管と前記第１のポンプで前記燃料プール水を循環させて前記３基の熱交換器のうちの少なくとも１基の熱交換器によって当該燃料プール水を冷却できるように構成されていること、
を特徴とする原子力発電プラント。
原子炉の運転停止時に、前記第２および第３のポンプにより前記圧力抑制プール水を駆動して、前記ろ過脱塩装置を用いて前記圧力抑制プール水を浄化しながらその浄化された圧力抑制プール水を前記燃料プールに移送できるように構成されていること、を特徴とする請求項１に記載の原子力発電プラント。
原子炉の運転停止時に、前記第２および第３のポンプで前記燃料プール内の燃料プール水を駆動して、前記ろ過脱塩装置を用いて前記燃料プール水を浄化しながらその浄化された燃料プール水を前記圧力抑制プールに移送でき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に記載の原子力発電プラント。
原子炉の事故時に前記使用済燃料プール内の燃料プール水を取り出してその燃料プール水を冷却して前記使用済燃料プールに戻す残留熱除去系と、
前記第１および第２のポンプの吸込側と前記使用済燃料プールとを接続する燃料プール冷却浄化ポンプ吸込配管と、
前記燃料プール冷却浄化ポンプ吸込配管と前記残留熱除去系とを接続する連絡配管と、
前記第３のポンプの吸込側と前記圧力抑制プールとを接続する圧力抑制プール浄化ポンプ吸込配管と、
前記連絡配管の途中と前記圧力抑制プール浄化ポンプ吸込配管の途中とを接続する接続配管と、
を有す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力発電プラント。
前記ろ過脱塩装置は第１、第２および第３のろ過脱塩装置からなり、
前記燃料プール冷却浄化系は、原子炉の運転時に、少なくとも前記第１のポンプ、少なくとも前記第１のろ過脱塩装置および前記３基の熱交換器を用いて前記使用済燃料プール内の燃料プール水を冷却および浄化して前記使用済燃料プールに戻すとともに、
前記圧力抑制プール浄化系は、原子炉の運転時に、少なくとも前記第３のポンプおよび少なくとも前記第３のろ過脱塩装置を用いて前記圧力抑制プール水を浄化することができるように構成されていること、
を特徴とする請求項１に記載の原子力発電プラント。
原子炉の運転停止時に、
前記第１のポンプ、前記第１のろ過脱塩装置および前記３基の熱交換器を用いて前記使用済燃料プール内の燃料プール水を冷却および浄化して前記使用済燃料プールに戻すとともに、
前記圧力抑制プール浄化系は、前記第２および第３のポンプと前記第２および第３のろ過脱塩装置とを用いて前記圧力抑制プール水を浄化しながらその浄化された圧力抑制プール水を前記燃料プールに移送できるように構成されていること、を特徴とする請求項５に記載の原子力発電プラント。
原子炉の運転停止時に、
前記第１のポンプ、前記第１のろ過脱塩装置および前記３基の熱交換器を用いて前記使用済燃料プール内の燃料プール水を冷却および浄化して前記使用済燃料プールに戻すとともに、
前記圧力抑制プール浄化系は、前記第２および第３のポンプと前記第２および第３のろ過脱塩装置とを用いて前記燃料プール水を浄化しながらその浄化された燃料プール水を前記圧力抑制プールに移送できるように構成されていること、を特徴とする請求項５または請求項６に記載の原子力発電プラント。
使用済燃料を水中で貯蔵するための使用済燃料プールと、原子炉格納容器の過剰な圧力上昇を抑制する圧力抑制プールと、を有する原子力発電プラントの運転方法であって、
ろ過脱塩装置と、互いに並列の３基の熱交換器と、互いに並列の第１、第２および第３のポンプと、を用いて、前記使用済燃料プール内の燃料プール水を取り出してその燃料プール水を冷却および浄化して前記使用済燃料プールに戻す燃料プール冷却浄化工程と、
弁を切り替えて、前記使用済燃料プール内の燃料プール水を取り出して、前記ろ過脱塩装置をバイパスさせて前記第１のポンプで前記燃料プール水を循環させて前記３基の熱交換器のうちの少なくとも１基の熱交換器によって当該燃料プール水を冷却する燃料プール冷却工程と、
弁を切り替えて、前記圧力抑制プール内の圧力抑制プール水を取り出して、少なくとも前記第３のポンプおよび前記ろ過脱塩装置を用いて前記圧力抑制プール水を浄化する圧力抑制プール浄化系工程と、
を有し、前記圧力抑制プール浄化系工程は前記燃料プール冷却工程と同時に行なわれること、を特徴とする原子力発電プラント運転方法。