JP6084389B2

JP6084389B2 - 注水設備および原子炉システム

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Publication number: JP6084389B2
Application number: JP2012170288A
Authority: JP
Inventors: 隆司佐藤; めぐみ渡邉; 黒田　理知; 理知黒田
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Priority date: 2012-07-31
Filing date: 2012-07-31
Publication date: 2017-02-22
Anticipated expiration: 2032-07-31
Also published as: JP2014029303A

Description

本発明の実施形態は、注水設備および原子炉システムに関する。

原子力プラントにおいて、全交流電源喪失（ＳＢＯ）時における高圧炉心注水設備として原子炉で発生する蒸気を駆動源とする原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）がある（たとえば特許文献１）。

ＲＣＩＣは、復水貯蔵タンクまたはサプレッションプール内の冷却水を水源とし、原子炉で発生する蒸気により回転するＲＣＩＣタービンおよび、ＲＣＩＣタービンにより駆動されるＲＣＩＣポンプを有し、ＲＣＩＣポンプにより冷却水を昇圧し原子炉圧力容器内に注入する。

ＲＣＩＣポンプはサプレッションプール内の冷却水を水源としていることから、キャビテーション防止のために原子炉建屋の地下階に設置されている。このように、従来、非常時に原子炉へ注水するための水源は、復水貯蔵タンクやサプレッションプール内の冷却水である。

ＳＢＯ時にＲＣＩＣが機能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自動減圧系（ＡＤＳ)で原子炉圧力容器内を減圧して復水補給水系（ＭＵＷＣ)により炉心に注水する。

また、シビアアクシデント時には、格納容器過圧防止の観点から、ＭＵＷＣによる格納容器スプレイを作動できるようにしている。また、溶融した燃料によりコンクリートが浸食されることを抑制するために、ペデスタルの内側へ注水できるようにして炉心損傷により溶融した燃料塊であるデブリの冷却を可能にしている。

使用済燃料プールに関しては、原子炉建屋内に設置される燃料プール補給水系（ＦＰＭＵＷ）やＭＵＷＣなどにより、燃料プールの冷却水の蒸発による減少分の補給を可能にしている。

特開平０４−１７２２９３号公報

ＲＣＩＣタービンおよびＲＣＩＣポンプは原子炉建屋の地下階に設置されている既存のプラントでは、津波などによる原子炉建屋内への浸水により他の地下階に設置される高圧炉心注水系を含め高圧炉心注水機能が喪失するリスクがある。

また、ＳＢＯ時にＲＣＩＣが機能喪失した場合、ＡＤＳで減圧した後、ＭＵＷＣにより原子炉へ注水する必要があるが、ＲＣＩＣ機能喪失からＡＤＳとＭＵＷＣ作動の切替えまでの時間的余裕はなく、炉心損傷の可能性を低減するためにはＲＣＩＣのバックアップとなる高圧炉心注水設備が必要とされる。

一方、ＭＵＷＣや、ＦＰＭＵＷは、長期のＳＢＯや津波により、電源車等による電源確保が困難となる可能性、あるいは被水により設備利用できない可能性がある。このため、原子炉建屋以外の津波の影響を受けない場所での補給設備が必要とされる。特に、炉心損傷後においては、運転員の負荷軽減の観点から、原子炉建屋外から運転対応できるようにすることが望まれる。

そこで、本発明の実施形態は、ＳＢＯにおいて、津波による浸水などによる高圧注水機能喪失リスクを低減し、原子炉施設全体を安定状態に維持することを目的とする。

上述の目的を達成するため、本発明の実施形態は、原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器に接続された給水配管と、前記原子炉圧力容器を収納する原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器を収納する原子炉建屋とを備える原子炉施設へ非常用の冷却水の供給を行う注水設備であって、前記原子炉建屋の外部に設けられて前記冷却水を貯蔵する冷却水貯槽と、前記原子炉建屋の外部に設けられて前記冷却水貯槽から前記冷却水を移送する高圧移送ポンプと、この高圧移送ポンプにより送水される冷却水の流量を調節する流量調節弁および前記高圧移送ポンプの流量が過大となる異常な運転状態になることを避ける減圧機構が設けられ、前記高圧移送ポンプ出口から延びる高圧注水配管と、前記高圧注水配管と前記給水配管とを接続する給水系接続配管と、この給水系接続配管に設置され当該設置された部分より上流側で前記冷却水が漏洩した場合に閉止する前記給水系接続配管上の隔離弁と、前記高圧移送ポンプの運転のために電力を供給する、原子炉施設の通常運転時に用いられる電源とは異なる代替電源と、を備え、さらに、前記原子炉格納容器外に設けられた燃料プールへ水を供給する配管系と前記高圧移送ポンプ出口とを接続する第１の接続配管、前記原子炉圧力容器の支持構造物内側の空間である下部ドライウェルへの接続配管と前記高圧移送ポンプ出口とを接続する第２の接続配管、前記原子炉格納容器上方の原子炉ウェル空間への接続配管と前記高圧移送ポンプ出口とを接続する第３の接続配管、補給用水を貯留する復水貯蔵タンクと前記高圧移送ポンプ出口とを接続する第４の接続配管、前記原子炉格納容器に接続されて前記原子炉格納容器内のガスを受け入れるフィルタベント容器と前記高圧移送ポンプ出口とを接続する第５の接続配管、前記原子炉格納容器の外側に設置され前記原子炉圧力容器に接続されたアイソレーションコンデンサの冷却水を収納するアイソレーションコンデンサ冷却プールと前記高圧移送ポンプ出口とを接続する第６の接続配管、前記原子炉格納容器の外側に配置された静的格納容器冷却システムプールと前記高圧移送ポンプ出口とを接続する第７の接続配管、の第１の接続配管ないし第７の接続配管のうち少なくともいずれか一つの接続配管を有し、前記少なくともいずれか一つの接続配管には、当該設置された部分より上流側で前記冷却水が漏洩した場合に閉止する前記少なくともいずれか一つの接続配管上の隔離弁が設けられていることを特徴とする。

また、本発明の実施形態は、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する原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器を収納する原子炉建屋とを有する原子炉施設と、前記原子炉施設へ非常用の冷却水の供給を行う注水設備と、を備える原子炉システムであって、前記注水設備は、前記原子炉建屋の外部に設けられて前記冷却水を貯蔵する冷却水貯槽と、前記原子炉建屋の外部に設けられて前記冷却水貯槽から前記冷却水を移送する高圧移送ポンプと、この高圧移送ポンプにより送水される冷却水の流量を調節する流量調節弁および前記高圧移送ポンプの流量が過大となる異常な運転状態になることを避ける減圧機構が設けられ、前記高圧移送ポンプ出口から延びる高圧注水配管と、前記高圧注水配管と前記給水配管とを接続する給水系接続配管と、この給水系接続配管に設置され当該設置された部分より上流側で前記冷却水が漏洩した場合に閉止する前記給水系接続配管上の隔離弁と、前記高圧移送ポンプの運転のために電力を供給する、原子炉施設の通常運転時に用いられる電源とは異なる代替電源と、を備え、さらに、前記原子炉格納容器外に設けられた燃料プールへ水を供給する配管系と前記高圧移送ポンプ出口とを接続する第１の接続配管、前記原子炉圧力容器の支持構造物内側の空間である下部ドライウェルへの接続配管と前記高圧移送ポンプ出口とを接続する第２の接続配管、前記原子炉格納容器上方の原子炉ウェル空間への接続配管と前記高圧移送ポンプ出口とを接続する第３の接続配管、補給用水を貯留する復水貯蔵タンクと前記高圧移送ポンプ出口とを接続する第４の接続配管、前記原子炉格納容器に接続されて前記原子炉格納容器内のガスを受け入れるフィルタベント容器と前記高圧移送ポンプ出口とを接続する第５の接続配管、前記原子炉格納容器の外側に設置され前記原子炉圧力容器に接続されたアイソレーションコンデンサの冷却水を収納するアイソレーションコンデンサ冷却プールと前記高圧移送ポンプ出口とを接続する第６の接続配管、前記原子炉格納容器の外側に配置された静的格納容器冷却システムプールと前記高圧移送ポンプ出口とを接続する第７の接続配管、の第１の接続配管ないし第７の接続配管のうち少なくともいずれか一つの接続配管を有し、前記少なくともいずれか一つの接続配管には、当該設置された部分より上流側で前記冷却水が漏洩した場合に閉止する前記少なくともいずれか一つの接続配管上の隔離弁が設けられていることを特徴とする。

本発明の実施形態によれば、ＳＢＯにおいて、津波による浸水などによる高圧注水機能喪失リスクを低減し、原子炉施設全体を安定状態に維持することができる。

本発明の第１の実施形態の構成を示す立断面図である。本発明の第２の実施形態の構成を示す立断面図である。本発明の第３の実施形態の構成を示す立断面図である。本発明の第４の実施形態の構成を示す立断面図である。本発明の第５の実施形態の構成を示す立断面図である。本発明の第６の実施形態の構成を示す立断面図である。本発明の第７の実施形態の構成を示す立断面図である。本発明の第８の実施形態の構成を示す立断面図である。本発明の第９の実施形態の構成を示す立断面図である。本発明の第１から第９の実施形態の変形例における制御装置による冷却水供給パターン毎の自動設定の例を示す表である。

以下、図面を参照して本発明の実施形態に係る高圧注水設備および原子炉システムについて説明する。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。

［第１の実施形態］
図１は、本発明の第１の実施形態の構成を示す立断面図である。

たとえば沸騰水型軽水炉発電プラントの原子炉施設は、炉心を収納する原子炉圧力容器１、原子炉圧力容器１を収納する原子炉格納容器２、原子炉格納容器２を収納する原子炉建屋１４、および原子炉建屋１４の外部に設けられた復水貯蔵タンク１５を有する。

原子炉圧力容器１には、通常の運転時の図示しない原子炉の冷却と熱利用のために、原子炉建屋１４の外側に蒸気が移送される主蒸気配管５、および原子炉建屋１４外から図示しない原子炉への給水が移送される給水配管６が接続されている。

一方、この通常時の水循環系統の他に、復水貯蔵タンク１５を水源として給水配管６に冷却水を送入するためにＲＣＩＣポンプ１７が設けられている。ＲＣＩＣポンプ１７は、図示しない主蒸気隔離弁が閉鎖して原子炉圧力容器１側が図示しない主タービン側から隔離された場合でも主蒸気配管５からの主蒸気を利用して回転するＲＣＩＣタービン１６により駆動される。

原子炉格納容器２内の原子炉圧力容器１の下方を除く下部には、区画されて冷却水を保有するサプレッションプール３が形成されている。

主蒸気配管５の破断などの事故時に、原子炉格納容器２内に冷却水をスプレイすることによって原子炉格納容器２内を冷却し減圧するために、原子炉格納容器２内には格納容器スプレイヘッダ１１が設けられている。格納容器スプレイヘッダ１１への冷却水は格納容器スプレイ配管１０を経由して供給される。

また、図示しない原子炉内の燃料が溶融するような事態において、原子炉圧力容器１を支持するペデスタル４の内側に、冷却水を注水するためのペデスタル注水配管１２が原子炉格納容器２の外側からペデスタル４の内側空間に開放するように配設されている。

また、原子炉施設は、原子炉格納容器２の外部で、かつ原子炉建屋１４の内部に使用済燃料貯蔵プール７、機器仮置プール９を有する。使用済燃料貯蔵プール７には、使用済燃料貯蔵プール７のプール水を冷却、浄化した後に使用済燃料貯蔵プール７に戻す使用済燃料貯蔵プール戻り配管８が、プール水に開口している。

さらに、使用済燃料貯蔵プール７、機器仮置プール９に挟まれた原子炉格納容器２の上方の空間への冷却水の注水を可能とする原子炉ウェル注水配管１３が、原子炉格納容器２の上方の空間へ開口するように配設されている。

以上が、原子炉施設の構成である。続いて、高圧注水設備３０の構成を説明する。

高圧注水設備３０は、大規模貯槽３１、代替電源３２、高圧移送ポンプ３３、高圧注水配管３６、給水系接続配管３９および燃料プール接続配管３９ａを有する。また、高圧注水配管３６上には、流量調節弁３４、３４ａ、減圧機構３５が設置されている。

高圧注水配管３６の下流側は、給水系接続配管３９および燃料プール接続配管３９ａに分岐している。給水系接続配管３９は、給水配管６に接続されている。また、給水系接続配管３９上には隔離弁３７が設けられている。

燃料プール接続配管３９ａは、上流側は高圧注水配管３６に接続され、下流側は、使用済燃料貯蔵プール戻り配管８に接続されている。また、燃料プール接続配管３９ａには隔離弁３８が設けられている。

大規模貯槽３１は、非常時の冷却水を貯蔵している。高圧移送ポンプ３３は、大規模貯槽３１に貯蔵された冷却水を水源として、高圧注水配管３６および給水系接続配管３９を経由して給水配管６に原子炉の冷却用の冷却水を供給する。また、高圧移送ポンプ３３は、高圧注水配管３６および燃料プール接続配管３９ａを経由して使用済燃料貯蔵プール戻り配管８に冷却水を供給する。

流量調節弁３４、３４ａは、高圧移送ポンプ３３により送水される冷却水の流量を調節する。減圧機構３５は、高圧移送ポンプ３３のＱＨ特性と、送水されるラインのシステムヘッド特性により決定される高圧移送ポンプ３３の流量が過大となって異常な運転状態になるようなことを避けるために、高圧移送ポンプ３３により送水されるラインに加える圧力損失要素である。

隔離弁３７、隔離弁３８は、それぞれ、隔離弁３７、隔離弁３８より上流側の高圧移送ポンプ３３や流量調節弁３４、３４ａなどに漏えいが生じた場合などに、原子炉施設から冷却材などが、この漏えい個所を通じて外部に漏れ出るのを防ぐために、必要に応じて閉止される。

原子炉施設では、図示しない送電線からの外部電力、図示しない発電機からの所内電力などが供給される。また、これらの電力供給が停止した場合でも図示しない非常用のディーゼル発電機からの所内電力などの電力供給手段がある。

さらに、これらが喪失した場合であっても、たとえば、高台など安全な場所に設置した図示しないガスタービン発電機などから電力が供給されるようにする。代替電源３２は、原子炉施設の通常運転時に用いられる電源とは異なる、上述のような非常用の電源であり、高圧移送ポンプ３３、流量調節弁３４、３４ａ、隔離弁３７および隔離弁３８へ電力を供給する。なお、代替電源３２から隔離弁３７および隔離弁３８への接続は図示を省略している。

なお、高圧注水設備３０の、大規模貯槽３１、代替電源３２、高圧移送ポンプ３３、流量調節弁３４、３４ａ、減圧機構３５、隔離弁３７および隔離弁３８は、原子炉建屋１４の外部であって、地震や津波などの影響を受けない、かつ運転員がアクセス可能な場所に配設する。

大規模貯槽３１、代替電源３２、高圧移送ポンプ３３、流量調節弁３４、３４ａ、減圧機構３５は、補助給水・電源建屋４０内に設置されている。なお、必ずしも同一の建屋内に設ける必要はなく、分散した建屋でもよい。また、屋外に設けられている機器がある場合は防水等の処置をとる。

（作用）
津波などによる原子炉建屋１４内への浸水により、原子炉建屋１４の地下階に設置されているＲＣＩＣタービン１６およびＲＣＩＣポンプ１７の機能が喪失した場合においても、代替電源３２が確保され、高圧移送ポンプ３３が運転可能となり、高圧移送ポンプ３３により、大規模貯槽３１に貯蔵された冷却水を水源として、高圧注水配管３６および給水系接続配管３９を経由して給水配管６に原子炉の冷却用の冷却水が供給される。

また、高圧移送ポンプ３３により大規模貯槽３１から、高圧注水配管３６、燃料プール接続配管３９ａ、使用済燃料貯蔵プール戻り配管８を経由して、使用済燃料貯蔵プール７に冷却水が送水される。

なお、流量は、流量調節弁３４、３４ａにより使用済燃料貯蔵プール７の状態に応じて適切に調整される。

以上のような本実施形態の構成により、ＳＢＯにおいても、原子炉施設全体が安定状態に維持され、津波による浸水などによる高圧注水機能喪失リスクが低減される。

［第２の実施形態］
図２は、本発明の第２の実施形態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。本実施形態においては、高圧注水配管３６の下流側は、給水系接続配管３９および格納容器スプレイ系接続配管３９ｂに分岐している。給水系接続配管３９は、給水配管６に接続されている。また、給水系接続配管３９上には隔離弁３７が設けられている。

格納容器スプレイ系接続配管３９ｂは、上流側は高圧注水配管３６に接続され、下流側は、格納容器スプレイ配管１０に接続されている。また、格納容器スプレイ系接続配管３９ｂには隔離弁３８が設けられている。

格納容器スプレイ系は、原子炉格納容器２内に原子炉冷却材が漏えいした場合に、原子炉格納容器２内に冷却水を散布することにより原子炉格納容器２内を冷却し、原子炉格納容器２の内圧の上昇を抑制する。

このような本実施形態の構成により、高圧移送ポンプ３３により、大規模貯槽３１に貯蔵された冷却水を水源として、高圧注水配管３６および給水系接続配管３９を経由して給水配管６に原子炉の冷却用の冷却水が供給される。

また、図示しない格納容器スプレイ系のポンプが運転できない場合であっても、高圧移送ポンプ３３により大規模貯槽３１から、高圧注水配管３６、格納容器スプレイ系接続配管３９ｂを経て格納容器スプレイ配管１０に冷却水が送水される。この結果、格納容器スプレイヘッダ１１から原子炉格納容器２内に冷却水が散布され、原子炉格納容器２内の冷却および減圧が可能となる。

［第３の実施形態］
図３は、本発明の第３の実施形態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。本実施形態においては、高圧注水配管３６の下流側は、給水系接続配管３９および下部ドライウェル接続配管３９ｃに分岐している。給水系接続配管３９は、給水配管６に接続されている。また、給水系接続配管３９上には隔離弁３７が設けられている。

下部ドライウェル接続配管３９ｃは、上流側は高圧注水配管３６に接続され、下流側は、ペデスタル注水配管１２に接続されている。また、下部ドライウェル接続配管３９ｃには隔離弁３８が設けられている。

原子炉圧力容器１を支持するペデスタルの内側（下部ドライウェル）は、原子炉格納容器２の上部のドライウェル（上部ドライウェル）と連通している。原子炉格納容器２内の特に下部ドライウェルを冷却するためにペデスタル注水配管１２が設けられている。

また、高圧移送ポンプ３３により大規模貯槽３１から、高圧注水配管３６、下部ドライウェル接続配管３９ｃを経てペデスタル注水配管１２に冷却水が送水される。この結果、原子炉格納容器２内のペデスタル４の内側の空間（下部ドライウェル）に冷却水が注水され、ペデスタル４の内側空間に燃料のデブリが堆積している場合であっても冷却することができる。

［第４の実施形態］
図４は、本発明の第４の実施形態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。本実施形態においては、高圧注水配管３６の下流側は、給水系接続配管３９および原子炉ウェル接続配管３９ｄに分岐している。給水系接続配管３９は、給水配管６に接続されている。また、給水系接続配管３９上には隔離弁３７が設けられている。

原子炉ウェル接続配管３９ｄは、上流側は高圧注水配管３６に接続され、下流側は、原子炉ウェル注水配管１３に接続されている。また、原子炉ウェル接続配管３９ｄには隔離弁３８が設けられている。原子炉ウェル注水配管１３は原子炉格納容器２上方に冷却水を散布して原子炉格納容器２を外部から冷却する。

また、高圧移送ポンプ３３により大規模貯槽３１から、高圧注水配管３６、原子炉ウェル接続配管３９ｄを経て原子炉ウェル注水配管１３に冷却水が送水される。この結果、原子炉格納容器２上方に冷却水が注水され、原子炉格納容器２を外部から冷却することができる。

［第５の実施形態］
図５は、本発明の第５の実施形態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。本実施形態においては、高圧注水配管３６の下流側は、給水系接続配管３９および復水貯蔵タンク接続配管３９ｅに分岐している。給水系接続配管３９は、給水配管６に接続されている。また、給水系接続配管３９上には隔離弁３７が設けられている。

復水貯蔵タンク接続配管３９ｅは、上流側は高圧注水配管３６に接続され、下流側は、復水貯蔵タンク１５に接続されている。また、復水貯蔵タンク接続配管３９ｅには隔離弁３８が設けられている。

復水貯蔵タンク１５は、原子炉施設の通常運転時は、図示しないタービン設備等への補給水の供給源となる。また、非常時には、原子炉圧力容器１や原子炉格納容器２へ注水する場合の冷却水の水源となる。

また、高圧移送ポンプ３３により大規模貯槽３１から、高圧注水配管３６、復水貯蔵タンク接続配管３９ｅを経て復水貯蔵タンク１５に冷却水が送水される。この結果、他の原子炉への注水系の取水源が確保される。

［第６の実施形態］
図６は、本発明の第６の実施形態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。本実施形態においては、高圧注水配管３６の下流側は、給水系接続配管３９およびフィルタベント系接続配管３９ｆに分岐している。給水系接続配管３９は、給水配管６に接続されている。また、給水系接続配管３９上には隔離弁３７が設けられている。

フィルタベント系接続配管３９ｆは、上流側は高圧注水配管３６に接続され、下流側は、フィルタベントシステム５０のフィルタベント容器５１に接続されている。また、フィルタベント系接続配管３９ｆには隔離弁３８が設けられている。

また、本実施形態における原子炉施設は、スタック９０およびフィルタベントシステム５０を備える。フィルタベントシステム５０は、原子炉格納容器２内のガスをスタック９０から環境に放出する際に、そのガスに含まれる放射性ヨウ素などを除去するために設けられており、フィルタベント容器５１を有する。フィルタベント容器５１は、原子炉格納容器２から排出されるガス中の放射性ヨウ素を除去するための浄化用の水を保有している。

また、高圧移送ポンプ３３により大規模貯槽３１から、高圧注水配管３６、フィルタベント系接続配管３９ｆを経てフィルタべントシステム５０内のフィルタベント容器５１に浄化用の水が送水される。この結果、原子炉格納容器２からの放射性ガスをスタック９０から環境に放出する前にガス中の放射性ヨウ素を除去することができる。

［第７の実施形態］
図７は、本発明の第７の実施形態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。

本実施形態における原子炉施設は、アイソレーションコンデンサ６０およびその冷却用の冷却プール６１を備えている。冷却プール６１は、原子炉格納容器２の外部でかつ原子炉建屋１４の内部に設けられている。アイソレーションコンデンサ６０は少なくともその伝熱部の一部は冷却プール６１内の冷却水に浸漬している。

アイソレーションコンデンサ６０は、その伝熱部の入口側が主蒸気配管５に接続され、その伝熱部の出口側が給水配管６に接続されている。

また、本実施形態においては、高圧注水配管３６の下流側は、給水系接続配管３９およびＩＣ冷却プール接続配管３９ｇに分岐している。給水系接続配管３９は、給水配管６に接続されている。また、給水系接続配管３９上には隔離弁３７が設けられている。

ＩＣ冷却プール接続配管３９ｇは、上流側は高圧注水配管３６に接続され、下流側は、冷却プール６１に接続されている。また、ＩＣ冷却プール接続配管３９ｇには隔離弁３８が設けられている。

また、高圧移送ポンプ３３により大規模貯槽３１から、高圧注水配管３６、ＩＣ冷却プール接続配管３９ｇを経てアイソレーションコンデンサ６０の冷却用の冷却プール６１に冷却水が送水される。

原子炉で発生した蒸気は、原子炉圧力容器１から主蒸気配管５を経てアイソレーションコンデンサ６０に流入する。アイソレーションコンデンサ６０の伝熱部で外部の冷却プール６１内の冷却水と熱交換した蒸気は、凝縮して伝熱部から流出して給水配管６に移行し、原子炉圧力容器１に戻る。

本実施形態により、アイソレーションコンデンサ６０内の蒸気の凝縮に必須の冷却プール６１内のプール水を確保することができ、アイソレーションコンデンサ６０による原子炉圧力容器１内の冷却のための放熱源を確保することができる。

［第８の実施形態］
図８は、本発明の第８の実施形態の構成を示す立断面図である。本実施形態は第７の実施形態の変形である。

本実施形態における原子炉施設は、静的格納容器冷却システム（ＰＣＣＳ）７０を備えており、静的格納容器冷却システム７０は、ＰＣＣＳ熱交換器７１およびその冷却用のＰＣＣＳプール７２を有する。ＰＣＣＳプール７２は、原子炉格納容器２の外部でかつ原子炉建屋１４の内部に設けられている。ＰＣＣＳ熱交換器７１は少なくともその伝熱部の一部はＰＣＣＳプール７２内のプール水に浸漬している。

ＰＣＣＳ熱交換器７１は、その伝熱部の入口側が原子炉格納容器２内の上部空間に開放され、その伝熱部の出口側は、サプレッションプール３内のプール水に開放されている。

本実施形態においては、高圧注水配管３６の下流側は、給水系接続配管３９およびＰＣＣＳプール接続配管３９ｈに分岐している。給水系接続配管３９は、給水配管６に接続されている。また、給水系接続配管３９上には隔離弁３７が設けられている。

ＰＣＣＳプール接続配管３９ｈは、上流側は高圧注水配管３６に接続され、下流側は、ＰＣＣＳプール７２に接続されている。また、ＰＣＣＳプール接続配管３９ｈには隔離弁３８が設けられている。

また、高圧移送ポンプ３３により大規模貯槽３１から、高圧注水配管３６、ＰＣＣＳプール接続配管３９ｈを経てＰＣＣＳ熱交換器７１の冷却用のＰＣＣＳプール７２に冷却水が送水される。

原子炉冷却材が原子炉格納容器２内に漏えいした場合、原子炉格納容器２内の蒸気を含むガスは、原子炉格納容器２からＰＣＣＳ熱交換器７１に流入する。ＰＣＣＳ熱交換器７１の伝熱部で外部のＰＣＣＳプール７２の冷却水と熱交換した蒸気は、凝縮して伝熱部から流出してサプレッションプール３内のプール水に流入する。

本実施形態により、ＰＣＣＳ熱交換器７１内の蒸気の凝縮に必須のＰＣＣＳプール７２内のプール水を確保することができ、静的格納容器冷却システム７０による原子炉格納容器２内の冷却のための放熱源を確保することができる。

［第９の実施形態］
図９は、本発明の第９の実施形態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り、高圧移送ポンプ３３への冷却水等の供給源として、大規模貯槽３１とともにほう酸水貯槽８０が設けられている。

この際、冷却水に混合されて中性子吸収材であるほう酸水が供給されることから、再臨界の可能性を排除または低減することができる。

なお、本実施形態では、第１の実施形態の変形として、給水配管６の他に使用済燃料貯蔵プール戻り配管８に供給する形態を示したが、第２の実施形態の変形として、格納容器スプレイ系の格納容器スプレイ配管１０に供給する形態、第３の実施形態の変形として原子炉圧力容器１の支持構造物の内側空間へのペデスタル注水配管１２に供給する形態、または第５の実施形態の変形として復水貯蔵タンク１５に供給する形態でもよい。また、これらを組み合せた形態でもよい。

［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。

また、各実施形態の特徴を組み合わせてもよい。すなわち、第１の実施形態から第８の実施形態で高圧注水設備３０の各接続配管３９ａ〜３９ｈの接続先として示した冷却水の供給先は、個別である必要はなく、これらの２つ以上と各接続配管３９ａ〜３９ｈが接続され冷却水が供給されることでもよい。

また、燃料プールや格納容器スプレイ系等の異なる系統に冷却水を供給する際、供給する冷却水の圧力は、供給先の系統やプラントの状況によって異なる。また、複数の系統が大規模貯槽３１からの冷却水供給を必要とする状況となるケースも想定され得る。

そこで、流量調整弁３４、３４ａ、隔離弁３７、配管３９ａ〜３９ｈのそれぞれに設けられた隔離弁３８と接続された制御装置を設置し、この制御装置が、ポンプの揚程、供給対象となる各設備へ供給する冷却水の必要量等の情報に基づいて、隔離弁や流量弁の開閉を行う構成としてもよい。また、ポンプ３３の揚程が可変である場合、ポンプ３３も上記の制御装置に接続されて各弁の開閉とともに制御される構成であってもよい。

また、上記の制御装置が、プラントのパラメータ（たとえばプラントの各設備の圧力）に応じて、この制御装置が、何れの設備に冷却水を供給するかのパターン毎のポンプの運転設定や弁開度を自動で導出する機能を有するものとしてもよい。

このような機能を持たせることで、作業員は冷却水の供給先を簡単に切り替えることが可能となり、迅速な対応が要求される事故時において有効である。

図１０は、本発明の第１から第９の実施形態の変形例における制御装置による冷却水供給パターン毎の自動設定の例を示す表として、この制御装置による冷却水供給パターン毎の自動設定の例を示している。この表は、給水系接続配管３９上の弁を弁Ａ、燃料プール接続配管３９ａ上の弁を弁Ｂ、格納容器スプレイ系接続配管系３９ｂ上の弁を弁Ｃとした設定例について示している。

ここで、各実施形態では配管３９〜３９ｈに隔離弁を設置したものとして説明してきたが、流量調整等の必要に応じて流量弁等の追加、あるいは隔離弁を流量弁に置換することが考えられ、制御装置は配管３９〜３９ｈの全ての弁の制御を行う構成とする。また、この表では弁開度制御のみ示しているが、例えば各配管上に隔離弁と流量弁が設置される場合は、隔離弁の開閉と流量弁の設定を制御するものとなる。

供給先となり得る設備が多数になるほど供給パターンも多様化するので、供給パターン毎の設定の自動化は効果的である。また、運用されるのがプラントの事故時であることから、想定外事象を伴う可能性もあるため、自動設定の後に手動で部分的な変更が可能とされていることが望ましい。

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。

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。

１…原子炉圧力容器、２…原子炉格納容器、３…サプレッションプール、４…ペデスタル、５……主蒸気配管、６…給水配管、７…使用済燃料貯蔵プール（燃料プール）、８…使用済燃料貯蔵プール戻り配管、９…機器仮置プール、１０…格納容器スプレイ配管、１１…格納容器スプレイヘッダ、１２…ペデスタル注水配管、１３…原子炉ウェル注水配管、１４…原子炉建屋、１５…復水貯蔵タンク、１６…ＲＣＩＣタービン、１７…ＲＣＩＣポンプ、３０…高圧注水設備、３１…大規模貯槽（冷却水貯槽）、３２…代替電源、３３…高圧移送ポンプ、３４、３４ａ…流量調節弁（調節弁）、３５…減圧機構、３６…高圧注水配管、３７、３８…隔離弁、３９…給水系接続配管、３９ａ…燃料プール接続配管（第１の接続配管）、３９ｂ…格納容器スプレイ系接続配管、３９ｃ…下部ドライウェル接続配管（第２の接続配管）、３９ｄ…原子炉ウェル接続配管（第３の接続配管）、３９ｅ…復水貯蔵タンク接続配管（第４の接続配管）、３９ｆ…フィルタベント系接続配管（第５の接続配管）、３９ｇ…ＩＣ冷却プール接続配管（第６の接続配管）、３９ｈ…ＰＣＣＳプール接続配管（第７の接続配管）、４０…補助給水・電源建屋、５０…フィルタベントシステム、５１…フィルタベント容器、６０…アイソレーションコンデンサ、６１…冷却プール、７０…静的格納容器冷却システム、７１…ＰＣＣＳ熱交換器、７２…ＰＣＣＳプール、８０…ほう酸水貯槽、９０…スタック

Claims

原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器に接続された給水配管と、前記原子炉圧力容器を収納する原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器を収納する原子炉建屋とを備える原子炉施設へ非常用の冷却水の供給を行う注水設備であって、
前記原子炉建屋の外部に設けられて前記冷却水を貯蔵する冷却水貯槽と、
前記原子炉建屋の外部に設けられて前記冷却水貯槽から前記冷却水を移送する高圧移送ポンプと、
この高圧移送ポンプにより送水される冷却水の流量を調節する流量調節弁および前記高圧移送ポンプの流量が過大となる異常な運転状態になることを避ける減圧機構が設けられ、前記高圧移送ポンプ出口から延びる高圧注水配管と、
前記高圧注水配管と前記給水配管とを接続する給水系接続配管と、
この給水系接続配管に設置され当該設置された部分より上流側で前記冷却水が漏洩した場合に閉止する前記給水系接続配管上の隔離弁と、
前記高圧移送ポンプの運転のために電力を供給する、原子炉施設の通常運転時に用いられる電源とは異なる代替電源と、
を備え、
さらに、前記原子炉格納容器外に設けられた燃料プールへ水を供給する配管系と前記高圧移送ポンプ出口とを接続する第１の接続配管、
前記原子炉圧力容器の支持構造物内側の空間である下部ドライウェルへの接続配管と前記高圧移送ポンプ出口とを接続する第２の接続配管、
前記原子炉格納容器上方の原子炉ウェル空間への接続配管と前記高圧移送ポンプ出口とを接続する第３の接続配管、
補給用水を貯留する復水貯蔵タンクと前記高圧移送ポンプ出口とを接続する第４の接続配管、
前記原子炉格納容器に接続されて前記原子炉格納容器内のガスを受け入れるフィルタベント容器と前記高圧移送ポンプ出口とを接続する第５の接続配管、
前記原子炉格納容器の外側に設置され前記原子炉圧力容器に接続されたアイソレーションコンデンサの冷却水を収納するアイソレーションコンデンサ冷却プールと前記高圧移送ポンプ出口とを接続する第６の接続配管、
前記原子炉格納容器の外側に配置された静的格納容器冷却システムプールと前記高圧移送ポンプ出口とを接続する第７の接続配管、
の第１の接続配管ないし第７の接続配管のうち少なくともいずれか一つの接続配管を有し、
前記少なくともいずれか一つの接続配管には、当該設置された部分より上流側で前記冷却水が漏洩した場合に閉止する前記少なくともいずれか一つの接続配管上の隔離弁が設けられていることを特徴とする注水設備。
前記原子炉建屋の外側に配置されてほう酸水を貯留するほう酸水貯槽をさらに備え、
前記高圧移送ポンプは、前記冷却水貯槽からの冷却水と前記ほう酸水貯槽からのほう酸水の両方を、前記原子炉圧力容器、前記原子炉格納容器または前記燃料プール内に移送可能である、
ことを特徴とする請求項１に記載の注水設備。
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する原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器を収納する原子炉建屋とを有する原子炉施設と、
前記原子炉施設へ非常用の冷却水の供給を行う注水設備と、
を備える原子炉システムであって、
前記注水設備は、前記原子炉建屋の外部に設けられて前記冷却水を貯蔵する冷却水貯槽と、
前記原子炉建屋の外部に設けられて前記冷却水貯槽から前記冷却水を移送する高圧移送ポンプと、
この高圧移送ポンプにより送水される冷却水の流量を調節する流量調節弁および前記高圧移送ポンプの流量が過大となる異常な運転状態になることを避ける減圧機構が設けられ、前記高圧移送ポンプ出口から延びる高圧注水配管と、
前記高圧注水配管と前記給水配管とを接続する給水系接続配管と、
この給水系接続配管に設置され当該設置された部分より上流側で前記冷却水が漏洩した場合に閉止する前記給水系接続配管上の隔離弁と、
前記高圧移送ポンプの運転のために電力を供給する、原子炉施設の通常運転時に用いられる電源とは異なる代替電源と、
を備え、
さらに、前記原子炉格納容器外に設けられた燃料プールへ水を供給する配管系と前記高圧移送ポンプ出口とを接続する第１の接続配管、
前記原子炉圧力容器の支持構造物内側の空間である下部ドライウェルへの接続配管と前記高圧移送ポンプ出口とを接続する第２の接続配管、
前記原子炉格納容器上方の原子炉ウェル空間への接続配管と前記高圧移送ポンプ出口とを接続する第３の接続配管、
補給用水を貯留する復水貯蔵タンクと前記高圧移送ポンプ出口とを接続する第４の接続配管、
前記原子炉格納容器に接続されて前記原子炉格納容器内のガスを受け入れるフィルタベント容器と前記高圧移送ポンプ出口とを接続する第５の接続配管、
前記原子炉格納容器の外側に設置され前記原子炉圧力容器に接続されたアイソレーションコンデンサの冷却水を収納するアイソレーションコンデンサ冷却プールと前記高圧移送ポンプ出口とを接続する第６の接続配管、
前記原子炉格納容器の外側に配置された静的格納容器冷却システムプールと前記高圧移送ポンプ出口とを接続する第７の接続配管、
の第１の接続配管ないし第７の接続配管のうち少なくともいずれか一つの接続配管を有し、
前記少なくともいずれか一つの接続配管には、当該設置された部分より上流側で前記冷却水が漏洩した場合に閉止する前記少なくともいずれか一つの接続配管上の隔離弁が設けられていることを特徴とする原子炉システム。