JPH1130685A - Emergency core cooling system for nuclear reactor - Google Patents
Emergency core cooling system for nuclear reactorInfo
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Abstract
Description
【０００１】[0001]
【発明の属する技術分野】本発明は、原子力発電プラン
トの原子炉圧力容器あるいは原子炉圧力容器に接続する
配管の破断時に炉心に冷却材を注水する原子炉の非常用
炉心冷却系に関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to an emergency core cooling system for a nuclear reactor in which a coolant is injected into a core when a reactor pressure vessel or a pipe connected to the reactor pressure vessel of a nuclear power plant is broken.
【０００２】[0002]
【従来の技術】原子力発電プラントとして、沸騰水型原
子力発電設備がある。沸騰水型原子力発電設備は、安全
かつ安定に運転を継続することが可能なように細心の注
意が払われて設計されている。安全機能を有する構築
物、系統及び機器は、その安全機能の重要度に応じて、
十分に高い信頼性を確保し、かつ維持できる設計として
いる。2. Description of the Related Art As a nuclear power plant, there is a boiling water nuclear power plant. The boiling water nuclear power plant is designed with great care so that it can safely and stably operate. Buildings, systems and equipment that have safety functions depend on the importance of their safety functions.
It is designed to ensure and maintain sufficiently high reliability.
【０００３】このような設計にも関わらず、炉心を内包
する原子炉圧力容器に接続する圧力バウンダリの配管が
破断することを仮定すると、原子炉の冷却材が流出する
冷却材喪失事故（以下ＬＯＣＡという。）が発生する場
合がある。沸騰水型原子力発電設備には、このような場
合にも炉心に冷却材を注水し、炉心を適切に冷却する非
常用炉心冷却系が設置されている。[0003] In spite of such a design, assuming that the piping of the pressure boundary connected to the reactor pressure vessel containing the reactor core is broken, a coolant loss accident (hereinafter referred to as LOCA) in which coolant of the reactor flows out. May occur). Even in such a case, the boiling water nuclear power plant is provided with an emergency core cooling system for injecting coolant into the core and appropriately cooling the core.
【０００４】図９は、現在開発研究が行われている次世
代沸騰水型原子力発電設備の非常用炉心冷却系の概略構
成を区分分けして示したものである。次世代沸騰水型原
子力発電設備の非常用炉心冷却系の系統については特開
平８−３１３６８６号公報に詳細に記載されているお
り、ここではその概略を述べるにとどめる。図９に示し
た非常用炉心冷却系は３区分に分割され、各区分Ｉ，II
及びIII は互いに電気的にかつ物理的に独立したものと
している。FIG. 9 shows a schematic configuration of an emergency core cooling system of a next-generation boiling water nuclear power plant currently under development and research. The system of the emergency core cooling system of the next-generation boiling water nuclear power plant is described in detail in Japanese Patent Application Laid-Open No. 8-313686, and the outline thereof will be described only here. The emergency core cooling system shown in FIG. 9 is divided into three sections.
And III are electrically and physically independent of each other.
【０００５】区分Ｉにはフラッダー系（ＦＬＳ；低圧注
水系とも呼ばれる。）２及び原子炉隔離時冷却系３が含
まれる。区分Ｉには非常用の空冷式ディーゼル発電機１
を設け、所内及び所外電源が喪失した場合にはこれによ
り区分Ｉ内の各種設備に電気を供給する。The category I includes a flooder system (FLS; also referred to as a low pressure water injection system) 2 and a reactor isolation cooling system 3. Category I is an emergency air-cooled diesel generator 1
Is provided to supply electricity to various facilities in the section I when the power supply in and out of the facility is lost.
【０００６】区分Ｉにおけるフラッダー系２はＬＯＣＡ
時の原子炉圧力容器の冷却材水量の回復及び維持を行う
設備であり、注水圧力が比較的低いものの、原子炉低圧
時に大量の注水を行うことができる。また、原子炉隔離
時冷却系３はタービン及びポンプを具備し、通常原子炉
で発生した蒸気の一部を利用してタービンを回転させ、
タービン駆動のポンプにより炉心に冷却材を注水する設
備である。原子炉隔離時冷却系３は、原子炉給水系から
の給水喪失時には原子炉圧力容器に補給水を送り、停止
中の原子炉の炉心を冷却しかつ水位を維持するものであ
り、注水量は比較的小さいものの、外部交流電源に頼る
ことなく原子炉高圧時から比較的低圧時まで様々な状況
下で炉心に注水することができることが特徴である。[0006] The flooder system 2 in Category I is LOCA
It is a facility for recovering and maintaining the amount of coolant water in the reactor pressure vessel at the time. Although the water injection pressure is relatively low, a large amount of water can be injected at a low reactor pressure. Further, the reactor isolation cooling system 3 includes a turbine and a pump, and usually uses a part of steam generated in the reactor to rotate the turbine,
This is a facility for injecting coolant into the core by a turbine driven pump. The reactor isolation cooling system 3 sends makeup water to the reactor pressure vessel when water supply from the reactor water supply system is lost, cools down the reactor core of the reactor that is stopped, and maintains the water level. Although it is relatively small, it is characterized in that water can be injected into the reactor core under various conditions from high pressure to relatively low pressure without relying on an external AC power supply.
【０００７】区分IIには高圧炉心注水系４及び残留熱除
去機能を有する低圧注水系５ａが含まれる。区分IIには
非常用の水冷式ディーゼル発電機６を設け、所内及び所
外電源が喪失した場合にはこれにより区分IIの設備に電
気を供給する。Category II includes a high-pressure core water injection system 4 and a low-pressure water injection system 5a having a residual heat removal function. Category II is provided with an emergency water-cooled diesel generator 6, which supplies electricity to Category II equipment in the event of loss of on-site and off-site power.
【０００８】区分IIにおける高圧炉心注水系４は、事故
時に原子炉を減圧するとともに冷却水の供給を行う設備
であり、原子炉高圧時から低圧時まで炉心に注水するこ
とができることが特徴である。図１０はこの高圧炉心注
水系４の各種設備及び原子炉格納容器の概略を示す系統
図である。The high-pressure core water injection system 4 in the category II is a facility for depressurizing the reactor and supplying cooling water in the event of an accident, and is characterized by being able to inject water into the core from high pressure to low pressure of the reactor. . FIG. 10 is a system diagram schematically showing various facilities of the high-pressure core water injection system 4 and a reactor containment vessel.
【０００９】高圧炉心注水系４は、電動モーター１４に
より高圧炉心注水ポンプ１３を駆動し、水源１８から冷
却材を注水配管１５を介して原子炉圧力容器１１に注水
するよう構成される。注水配管１５は原子炉圧力容器１
１を格納する原子炉格納容器１２を貫通している。注水
配管１５には、逆止弁１６及び注水隔離弁１７が、それ
ぞれ注水配管１５の原子炉格納容器１２貫通部の前後す
なわち原子炉格納容器１２の内外に設けられており、注
水を行わないときには注水隔離弁１７を閉とすることに
より原子炉格納容器１２内部を外部から隔離する。The high-pressure core water injection system 4 is configured to drive a high-pressure core water injection pump 13 by an electric motor 14 and to inject coolant from a water source 18 into the reactor pressure vessel 11 through an injection pipe 15. The water injection pipe 15 is connected to the reactor pressure vessel 1
1 penetrates the reactor containment vessel 12 for storing therein. In the water injection pipe 15, a check valve 16 and a water injection isolation valve 17 are provided before and after the penetration portion of the reactor containment vessel 12 of the water injection pipe 15, that is, inside and outside the reactor containment vessel 12, and when water injection is not performed. By closing the water injection isolation valve 17, the inside of the reactor containment vessel 12 is isolated from the outside.
【００１０】また、電動モーター１４、高圧炉心注水ポ
ンプ１３、補機冷却系１９及び区分IIに含まれる他の系
統のポンプ等の機器は、電線２０によって上述の非常用
の水冷式ディーゼル発電機６と接続し、何らかの理由に
より所内及び所外の電源が使用できない場合にはこのデ
ィーゼル発電機６により機器への給電を行う。The electric motor 14, the high-pressure core water injection pump 13, the auxiliary cooling system 19, and other pumps included in the category II are connected to the emergency water-cooled diesel generator 6 by the electric wire 20. When the power source inside and outside the office cannot be used for some reason, the diesel generator 6 supplies power to the equipment.
【００１１】図１１は図１０における補機冷却系１９の
概略を示す系統図である。高圧炉心注水系の各種設備の
うち稼動に伴い発熱する電動モーター１４、高圧炉心注
水ポンプ１３等の設備に対しては、補機冷却系１９によ
り冷却が行われる。具体的には、補機冷却系ポンプ３５
ａにより補機冷却水を循環させ、高圧炉心注水系４や残
留熱除去機能を有する低圧注水系５及び区分IIにおける
その他の負荷３６に対して、中間熱交換器３３を介して
補機冷却水を循環させて冷却を行う。熱は中間熱交換器
から海水冷却系ポンプ３５ｂにより海水冷却系３０を介
して、通常は最終のヒートシンクとして海中へ放出され
る。FIG. 11 is a system diagram schematically showing the auxiliary cooling system 19 in FIG. Among the various facilities of the high-pressure core water injection system, equipment such as the electric motor 14 and the high-pressure core water injection pump 13 that generate heat with operation are cooled by the auxiliary cooling system 19. Specifically, the auxiliary equipment cooling system pump 35
a, the auxiliary equipment cooling water is circulated through the intermediate heat exchanger 33 to the high pressure core injection system 4, the low pressure injection system 5 having a residual heat removal function, and other loads 36 in the category II. Is circulated for cooling. Heat is discharged from the intermediate heat exchanger into the sea, usually as a final heat sink, through the seawater cooling system 30 by the seawater cooling system pump 35b.
【００１２】原子炉の残留熱除去系（ＲＨＲ）とは原子
炉停止後に炉心より発生する崩壊熱あるいは顕熱を除去
・冷却するためのものである。区分IIに設けられた残留
熱除去機能を有する低圧注水系５は、区分Ｉにおけるフ
ラッダー系２と同一の低圧注水機能を有することに加
え、本系統１系統により原子炉停止後に発生する原子炉
崩壊熱を除去する機能を有するものである。さらに残留
熱除去機能を有する低圧注水系５は、原子炉圧力容器１
１内の水位が予め設定した水位以上に回復した場合に、
原子炉格納容器１２内を冷却材スプレイにより冷却する
ことで原子炉格納容器１２内に発生する蒸気を凝縮す
る。The residual heat removal system (RHR) of the reactor is for removing and cooling decay heat or sensible heat generated from the reactor core after the reactor shuts down. The low-pressure water injection system 5 provided with the residual heat removal function provided in the category II has the same low-pressure water injection function as the flooder system 2 in the category I, and the reactor collapse caused by the reactor 1 after the reactor is shut down by this system 1 It has the function of removing heat. Further, the low-pressure water injection system 5 having a residual heat removing function is provided in the reactor pressure vessel 1.
When the water level in 1 recovers above the preset water level,
By cooling the inside of the containment vessel 12 with a coolant spray, the steam generated in the containment vessel 12 is condensed.
【００１３】区分III にはディーゼル駆動の高圧炉心注
水系７及び区分IIと同様に残留熱除去機能を有する低圧
注水系５が含まれる。区分III にはガスタービン発電機
８を設け、所内及び所外電源が喪失した場合にもこれに
より区分III の各種設備に電気を供給する。ディーゼル
駆動の高圧炉心注水系７は、図９に示した高圧炉心注水
系４における電動モーター駆動のポンプをディーゼル駆
動のポンプとしたものであり、原子炉高圧時から低圧時
まで炉心に注水することができることが特徴である。[0013] The category III includes a diesel-driven high-pressure core water injection system 7 and a low-pressure water injection system 5 having a residual heat removal function similarly to the category II. A gas turbine generator 8 is installed in Category III, and this supplies electricity to various facilities in Category III even when the on-site and off-site power sources are lost. The diesel-driven high-pressure core water injection system 7 is a system in which the electric motor-driven pump in the high-pressure core water injection system 4 shown in FIG. 9 is a diesel-driven pump, and water is injected into the core from high pressure to low pressure of the reactor. The feature is that it can be.
【００１４】また、この沸騰水型原子力発電設備におい
ては、これらの区分とは別途に、電気駆動力（制御用の
直流電源を除く）を必要としない静的格納容器冷却系９
及び自動減圧系１０が設けられている。静的格納容器冷
却系９は、例えば水素の酸化触媒等の静的な手段を用い
て原子炉に発生する高温高圧の蒸気を凝縮させ圧力を低
減するものであり、本系統１系統で原子炉圧力容器１１
を格納する原子炉格納容器１２のＬＯＣＡ後等の冷却及
び原子炉停止後の原子炉崩壊熱除去が可能である。ま
た、自動減圧系１０は高圧蒸気を圧力抑制プールへ放出
する逃がし安全弁を具備し、炉水位が低下しあるいは原
子炉格納容器のドライウェル内圧力が上昇した場合に、
一定条件下で自動的に起動して原子炉圧力を速やかに低
減する。In addition, in this boiling water nuclear power plant, a static containment cooling system 9 that does not require an electric driving force (excluding a control DC power supply) is provided separately from these sections.
And an automatic pressure reducing system 10. The static containment vessel cooling system 9 is for condensing high-temperature and high-pressure steam generated in the reactor by using a static means such as a hydrogen oxidation catalyst or the like to reduce the pressure. Pressure vessel 11
Can be cooled after the LOCA of the containment vessel 12 for storing the reactor vessel, and the reactor decay heat can be removed after the reactor is stopped. Further, the automatic pressure reducing system 10 is provided with a relief safety valve for releasing high-pressure steam to the pressure suppression pool, and when the reactor water level decreases or the pressure in the dry well of the containment vessel increases,
Automatically start under certain conditions to quickly reduce reactor pressure.
【００１５】この次世代沸騰水型原子力発電設備におけ
る非常用炉心冷却系の機能を説明するため、以下、ＬＯ
ＣＡとして最も結果が厳しくなるディーゼル駆動高圧炉
心注水系７の炉心への注水配管の破断を想定する。さら
に「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指
針」（原子力安全委員会決定）に従い、所外電源の喪失
と区分IIの水冷式ディーゼル発電機６の故障の発生を仮
定する。この場合、炉心に注水が可能な系統は、１台の
高圧系統すなわち区分Ｉの原子炉隔離時冷却系３と、２
台の低圧系統すなわち区分Ｉのフラッダー系２と区分II
I の残留熱除去機能付き低圧注水系５のみであるが、こ
れらの系統によって炉心冷却が十分に行われることが既
に確認されている。さらにこの場合、ＬＯＣＡ発生後に
原子炉格納容器内に放出される原子炉崩壊熱は、区分II
I の残留熱除去機能付き低圧注水系５または静的格納容
器冷却系９により除去することができる。In order to explain the function of the emergency core cooling system in this next generation boiling water nuclear power plant,
It is assumed that the injection pipe to the core of the diesel-driven high-pressure core injection system 7, which has the most severe results as a CA, is broken. In addition, in accordance with the “Guidelines for Evaluation of Safety of Light Water Reactor Facilities for Power Generation” (determined by the Nuclear Safety Commission), it is assumed that the power supply outside the facility will be lost and the water-cooled diesel generator 6 of Category II will fail. In this case, the system capable of injecting water into the reactor core is composed of one high-pressure system, that is, the cooling system 3 for isolating the reactor of Category I,
Low-pressure systems, namely flooder system 2 of category I and category II
Although only the low-pressure water injection system 5 with the residual heat removal function 5 of I is used, it has already been confirmed that the core cooling is sufficiently performed by these systems. Furthermore, in this case, the reactor decay heat released into the reactor containment vessel after LOCA occurs is classified as Category II
I can be removed by the low pressure water injection system 5 with the residual heat removal function or the static containment vessel cooling system 9.
【００１６】なお、ディーゼル駆動高圧炉心注水系７の
炉心への注水配管に代えて高圧炉心注水系４の炉心への
注水配管の破断を想定した場合も、上述とほぼ同様の作
用により十分な炉心冷却が行われる。In the case where the water supply pipe to the core of the high pressure core water injection system 4 is assumed to be broken instead of the water supply pipe to the core of the diesel driven high pressure core water injection system 7, a sufficient core can be obtained by substantially the same operation as described above. Cooling takes place.
【００１７】[0017]
【発明が解決しようとする課題】図９及び図１０で示し
た次世代沸騰水型原子力発電設備の非常用炉心冷却系
は、既に十分に高い信頼性を有している。しかし、原子
力発電設備のさらなる高い安全性を追求する立場でこの
系統システムを考察する。The emergency core cooling system of the next-generation boiling water nuclear power plant shown in FIGS. 9 and 10 already has sufficiently high reliability. However, this system is considered from the standpoint of pursuing even higher safety of nuclear power plants.
【００１８】上述した系統の区分Ｉは、空冷式ディーゼ
ル発電機１から電源供給を受けるフラッダー系２と、原
子炉蒸気を駆動力とする原子炉隔離時冷却系３からな
る。また区分III はディーゼル駆動の高圧炉心注水系７
と、ガス・タービン発電機から電源供給を受ける残留熱
除去機能を有する低圧注水系５からなる。すなわち、区
分Ｉ及び区分III においては、其々の系は各区分内で他
の系と異なる駆動力源を有している。The section I of the above-described system includes a flooder system 2 that receives power supply from an air-cooled diesel generator 1, and a reactor isolation cooling system 3 that uses reactor steam as a driving force. Category III is a diesel-driven high-pressure core injection system7.
And a low-pressure water injection system 5 having a residual heat removing function of receiving power supply from a gas turbine generator. In other words, in the sections I and III, each system has a different driving force source in each section from the other systems.
【００１９】一方区分IIは、１台の電源設備すなわち水
冷式ディーゼル発電機６によって２台の系統すなわち高
圧炉心注水系４及び残留熱除去機能を有する低圧注水系
５を駆動する構成となっている。On the other hand, the category II is configured such that two power systems, ie, a high-pressure core water injection system 4 and a low-pressure water injection system 5 having a residual heat removal function, are driven by one power supply equipment, that is, a water-cooled diesel generator 6. .
【００２０】この区分IIのように１台の電源設備により
複数台の系統を駆動する場合には、その電源設備の故障
により複数の系統が作動しなくなることも考えられるた
め、原子力発電設備の信頼性の観点からすればこうした
区分については更なる改善の余地があるものと思われ
る。しかし一方では、各区分に複数の電源設備を配置す
ることにより設備コストが上昇する。よって、設備の設
計において求める系統の信頼性とプラントの安全性の到
達度はコストとのバランスを考慮して決定する必要があ
る。When a plurality of systems are driven by one power supply facility as in this category II, it is conceivable that a plurality of systems may not operate due to a failure of the power supply facility. From a gender perspective, there seems to be room for further improvement in these categories. However, on the other hand, arranging a plurality of power supply facilities in each section increases facility costs. Therefore, it is necessary to determine the reliability of the system and the achievement of the safety of the plant required in the design of the equipment in consideration of the balance between the cost and the cost.
【００２１】本発明は上記課題に鑑みなされたものであ
り、上述した３区分からなる原子炉の非常用炉心冷却系
の構成及びその運用を変更することで、非常用炉心冷却
系の構築に要するコストに関する一定の制約下において
も、上述の非常用炉心冷却系と比べてより高い信頼性及
び安全性を備えた原子炉の非常用炉心冷却系を提供する
ことを目的とする。The present invention has been made in view of the above problems, and is required for constructing an emergency core cooling system by changing the configuration and operation of the emergency core cooling system for a nuclear reactor having the above three sections. It is an object of the present invention to provide an emergency core cooling system for a nuclear reactor that has higher reliability and safety than the above-mentioned emergency core cooling system even under certain cost restrictions.
【００２２】[0022]
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するた
め、本発明においては、請求項１記載の発明では、原子
炉炉心を内蔵する原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容
器を内包する原子炉格納容器と、冷却材を貯えた水源と
原子炉圧力容器とを連絡する注水配管と、この注水配管
を介して原子炉圧力容器内に冷却材を注入する高圧炉心
注水系ポンプと、この高圧炉心注水系をはじめ系統内の
各種機器を冷却する補機冷却系と、この補機冷却系や高
圧炉心注水系ポンプに電気を供給するディーゼル発電機
を有する原子炉の非常用炉心冷却系において、高圧炉心
注水系は専用のガスタービン発電機を有し、高圧炉心注
水系の各種機器への電源供給源をディーゼル発電機とガ
スタービン発電機との相互で切替を行う電源切替手段を
有することを特徴とする。In order to achieve the above object, according to the present invention, there is provided a reactor pressure vessel containing a reactor core, and a reactor pressure vessel containing the reactor pressure vessel. A water injection pipe for connecting a reactor containment vessel, a water source storing coolant to the reactor pressure vessel, a high-pressure core water injection system pump for injecting coolant into the reactor pressure vessel via the water injection pipe, In the auxiliary equipment cooling system that cools various devices in the system including the core water injection system, and the emergency core cooling system of the nuclear reactor that has a diesel generator that supplies electricity to this auxiliary equipment cooling system and the high-pressure core water injection pump, The high-pressure core injection system has a dedicated gas turbine generator, and has a power switching means for switching the power supply source to various devices of the high-pressure core injection system between the diesel generator and the gas turbine generator. Features and That.
【００２３】この構成により、高圧炉心注水系の非常用
のディーゼル発電機の後尾機を設けることで、ディーゼ
ル発電機の故障時にも高圧炉心注水系を確実に作動させ
ることができる。According to this configuration, by providing the tail unit of the emergency diesel generator of the high pressure core water injection system, the high pressure core water injection system can be reliably operated even when the diesel generator fails.
【００２４】さらに請求項２記載の発明は、電源切替手
段により通常時はディーゼル発電機から高圧炉心注水系
に給電を行い、原子炉事故時にはガスタービン発電機か
ら高圧炉心注水系に給電を行うことを特徴とする。これ
により、状況に応じて２つの非常用電源の切替を容易に
行うことができる。Further, according to the present invention, the power supply switching means normally supplies power from the diesel generator to the high-pressure core water injection system, and supplies power from the gas turbine generator to the high-pressure core water injection system during a nuclear reactor accident. It is characterized by. Thereby, it is possible to easily switch between the two emergency power supplies according to the situation.
【００２５】また請求項３記載の発明は、原子炉圧力容
器に包囲して設けられ原子炉格納容器内に冷却材をスプ
レイする格納容器スプレイ手段と、この格納容器スプレ
イ手段と連絡し隔離弁を有しかつ注水配管と接続するス
プレイ配管とを有することを特徴とする。特に格納容器
スプレイ手段は原子炉格納容器内に開口部を有する配管
とするのが好適である。これにより、ＬＯＣＡ後に原子
炉圧力容器内の冷却材水位が回復したときには今度は原
子炉格納容器内にスプレイを行う。According to a third aspect of the present invention, there is provided a containment vessel spraying means provided surrounding a reactor pressure vessel for spraying a coolant into the containment vessel, and an isolation valve in communication with the containment vessel spraying means. And a spray pipe connected to the water supply pipe. In particular, the containment spray means is preferably a pipe having an opening in the containment vessel. Thus, when the coolant level in the reactor pressure vessel recovers after LOCA, spraying is performed in the containment vessel.
【００２６】さらに請求項５記載の発明では、注水配管
に設けられた第１の隔離弁と、スプレイ配管に設けられ
た第２の隔離弁とを有し、事故時に第１の隔離弁を開と
し第２の隔離弁を閉とすることで水源から原子炉圧力容
器内へ注水を行い、原子炉圧力容器内の水位が設定水位
以上に回復した後は第２の隔離弁を開とし第１の隔離弁
を閉とすることで水源から原子炉格納容器内へ注水を行
うことを特徴とする。これにより、炉心注水と格納容器
スプレイの切替を容易に行うことができる。Further, the invention according to claim 5 has a first isolation valve provided in the water injection pipe and a second isolation valve provided in the spray pipe, and opens the first isolation valve in the event of an accident. By closing the second isolation valve, water is injected from the water source into the reactor pressure vessel, and after the water level in the reactor pressure vessel has recovered to the set water level or more, the second isolation valve is opened and the first isolation valve is opened. Injecting water from the water source into the containment vessel by closing the isolation valve. This makes it possible to easily switch between core water injection and containment spray.
【００２７】また請求項６記載の発明は、補機冷却系
は、海水冷却系と海水冷却系ポンプを介して連絡し海水
への放熱を行う熱交換器と、この熱交換器と高圧炉心注
水系の各種機器に対し補機冷却系ポンプを介して冷却水
を循環させる第１の循環配管と、補機冷却系の外部に設
けられた冷却装置と、高圧炉心注水系の各種機器に対し
冷却装置移送ポンプを介して冷却水を循環させる第２の
循環配管を有することを特徴とする。この冷却装置は補
機冷却系専用に設けられ、冷却装置移送ポンプによって
移送される冷却水を空冷することにより補機冷却系の冷
却を行うよう設定するのが好適である。これにより、必
要に応じ例えばクーリングタワーなど比較的小型の冷却
装置により補機冷却系を冷却することとすれば、この冷
却装置への給電料は小さくてすむから、ガスタービン発
電機の容量を低減することができる。According to a sixth aspect of the present invention, in the auxiliary cooling system, a heat exchanger which communicates with the seawater cooling system via a seawater cooling system pump to radiate heat to the seawater is provided. A first circulation pipe that circulates cooling water to various water-system equipment via an auxiliary equipment cooling system pump, a cooling device provided outside the auxiliary equipment cooling system, and cooling of various equipment of a high-pressure core water injection system It is characterized by having a second circulation pipe for circulating cooling water via a device transfer pump. This cooling device is provided exclusively for the auxiliary equipment cooling system, and is preferably set so as to cool the auxiliary equipment cooling system by air cooling the cooling water transferred by the cooling device transfer pump. Accordingly, if the auxiliary cooling system is cooled by a relatively small cooling device such as a cooling tower as needed, the power supply to the cooling device can be reduced, and the capacity of the gas turbine generator can be reduced. be able to.
【００２８】さらに請求項８記載の発明は、第１の循環
配管に設けられた第３の隔離弁と、第２の循環配管に設
けられた第４の隔離弁とを有し、通常は第３の隔離弁を
開とし第４の隔離弁を閉とすることで高圧炉心注水系の
各種機器を海水冷却系を介して熱交換器を循環する冷却
水により冷却し、かつ事故時には第４の隔離弁を開とし
第３の隔離弁を閉とすることで高圧炉心注水系の各種機
器を冷却装置を循環する冷却水により冷却することを特
徴とする。これにより、補機冷却系の冷却源を小型の冷
却設備と海水冷却系のどちらかに容易に切替えることが
できる。The invention according to claim 8 further comprises a third isolation valve provided in the first circulation pipe, and a fourth isolation valve provided in the second circulation pipe. By opening the isolation valve of No. 3 and closing the fourth isolation valve, various devices of the high pressure core injection system are cooled by the cooling water circulating through the heat exchanger via the seawater cooling system. By opening the isolation valve and closing the third isolation valve, various components of the high-pressure core injection system are cooled by the cooling water circulating through the cooling device. This makes it possible to easily switch the cooling source of the auxiliary cooling system to either a small cooling facility or a seawater cooling system.
【００２９】さらに請求項９記載の発明では、高圧炉心
注水系−残留熱除去機能を有する低圧注水系−非常用デ
ィーゼル発電機からなる第１の区分と、ディーゼル駆動
の高圧炉心注水系−残留熱除去機能を有する低圧注水系
−非常用ガスタービン発電機からなる第２の区分とから
なる原子炉の非常用炉心冷却系において、これら２つの
区分は電気的かつ物理的に独立に区分けされており、か
つ第１の区分の高圧炉心注水系及び第２の区分のディー
ゼル駆動の高圧炉心注水系のうち少なくとも一つは専用
のガスタービン発電機及び電源切替手段を具備すること
を特徴とする。この構成により、信頼性を従来同様に高
く維持しつつ系統を簡素化することができる。Further, according to the ninth aspect of the present invention, the first section consisting of a high-pressure core water injection system, a low-pressure water injection system having a residual heat removal function, and an emergency diesel generator, and a diesel-driven high-pressure core water injection system, residual heat In the emergency core cooling system of a nuclear reactor comprising a low-pressure water injection system having a removing function and a second group consisting of an emergency gas turbine generator, these two sections are electrically and physically separated independently. At least one of the first section high-pressure core water injection system and the second section diesel-driven high-pressure core water injection system is provided with a dedicated gas turbine generator and power supply switching means. With this configuration, the system can be simplified while maintaining high reliability as in the related art.
【００３０】さらに請求項１０記載の発明では、第１の
区分及び第２の区分と電気的かつ物理的に独立した非常
用ディーゼル発電機−フラッダー系−残留熱除去系から
なる第３の区分を有することを特徴とする。これによ
り、従来の設備に比較的低コストの設備を付加すること
で、従来より更に信頼性の高い系統を実現することがで
きる。Further, in the invention according to claim 10, a third section comprising an emergency diesel generator-flooder system-residual heat removal system which is electrically and physically independent of the first section and the second section is provided. It is characterized by having. Thus, by adding relatively low-cost equipment to the conventional equipment, it is possible to realize a more reliable system than the conventional equipment.
【００３１】また請求項１１記載の発明では、高圧炉心
注水系−非常用ガスタービン発電機からなる第１の区分
と、ディーゼル駆動の高圧炉心注水系からなる第２の区
分と、残留熱除去機能を有する低圧注水系−非常用ディ
ーゼル発電機からなる第３の区分と、残留熱除去機能を
有する低圧注水系−非常用ガスタービン発電機からなる
第４の区分とからなり、これら４つの区分は電気的かつ
物理的に独立に区分けされていることを特徴とする。こ
の構成により、系統を簡素化しかつ駆動源毎に物理的に
独立させることにより、多重故障に対して特に信頼性の
高い系統を実現することができる。特に、第３の区分に
おける非常用ディーゼル発電機は低圧注水系にのみ給電
を行うことを鑑みれば、必要電力量は比較的小さいか
ら、このディーゼル発電機として空冷式を採用するのが
好適である。これにより水冷式の場合と比べて系統を簡
素化することができる。According to the eleventh aspect of the present invention, a first section comprising a high pressure core water injection system and an emergency gas turbine generator, a second section comprising a diesel driven high pressure core water injection system, and a residual heat removal function And a fourth section consisting of a low-pressure water injection system-emergency gas turbine generator having a residual heat removal function, and the four sections comprising: It is characterized by being separated electrically and physically independently. With this configuration, by simplifying the system and making it physically independent for each drive source, a system that is particularly reliable against multiple failures can be realized. In particular, in view of the fact that the emergency diesel generator in the third section supplies power only to the low-pressure water injection system, the required amount of power is relatively small, and it is preferable to adopt an air-cooled type as this diesel generator. . Thereby, the system can be simplified as compared with the case of the water cooling type.
【００３２】さらに請求項１３記載の発明では、第１の
区分の高圧炉心注水系及び第２の区分のディーゼル駆動
の高圧炉心注水系のうち少なくとも一つは、原子炉圧力
容器に包囲して設けられ原子炉格納容器内に冷却材をス
プレイする格納容器スプレイ手段と、この格納容器スプ
レイ手段と連絡し隔離弁を有しかつ注水配管と接続する
スプレイ配管を有することを特徴とする。これによりＬ
ＯＣＡ時に炉心冷却を行った後に同じ系統で格納容器ス
プレイを兼用することができる。Further, in the invention according to claim 13, at least one of the first section high-pressure core water injection system and the second section diesel-driven high-pressure core water injection system is provided so as to surround the reactor pressure vessel. And a spray pipe connected to the containment spray means and having an isolation valve and connected to a water injection pipe. This gives L
After core cooling at the time of OCA, the containment vessel spray can also be used in the same system.
【００３３】さらに請求項１４記載の発明では、原子炉
圧力容器内の蒸気を駆動源として炉心に冷却材を注入す
る原子炉隔離時冷却系と、格納容器冷却及び炉心の残留
熱の除去を行う静的格納容器冷却系とを、其々各区分と
は別途に設置したことを特徴とする。これら電気駆動力
を必要としない系統を併設することで、設備の信頼性を
更に高めることができる。Further, in the invention according to claim 14, a reactor isolation cooling system for injecting coolant into the reactor core by using steam in the reactor pressure vessel as a driving source, cooling the containment vessel, and removing residual heat in the reactor core. It is characterized in that the static containment cooling system is installed separately from each section. By providing a system that does not require these electric driving forces, the reliability of the equipment can be further improved.
【００３４】[0034]
【発明の実施の形態】以下、本発明の実施の形態を図面
を参照して説明する。なお、上記従来の技術と同一の構
成要素については同一符号を付し詳細な説明を省略す
る。図１は本発明の第１の実施の形態に係る原子炉の非
常用炉心冷却系の高圧炉心注水系を示す系統図である。
また図２は本実施の形態に係る高圧炉心注水系を適用し
た原子炉の非常用炉心冷却系の概略構成を示した区分図
である。本実施の形態では高圧炉心注水系４は区分IIに
属しており、区分Ｉ及び区分III からは電気的にかつ物
理的に独立している。Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings. Note that the same components as those of the above-described conventional technology are denoted by the same reference numerals, and detailed description thereof will be omitted. FIG. 1 is a system diagram showing a high-pressure core injection system of an emergency core cooling system of a nuclear reactor according to a first embodiment of the present invention.
FIG. 2 is a sectional view showing a schematic configuration of an emergency core cooling system of a nuclear reactor to which the high-pressure core water injection system according to the present embodiment is applied. In the present embodiment, the high pressure core injection system 4 belongs to the category II, and is electrically and physically independent from the categories I and III.
【００３５】本実施の形態は、上記従来の技術において
図９を参照し説明した原子炉の非常用炉心冷却系の系統
区分を改良しより高い信頼性を得るべく発明されたもの
である。図２に示すように、区分Ｉは非常用の空冷式デ
ィーゼル発電機１、フラッダー系２及び原子炉隔離時冷
却系３からなり、また区分IIは高圧炉心注水系４、残留
熱除去機能を有する低圧注水系５ａ及び非常用の水冷式
ディーゼル発電機６及び非常用のガスタービン発電機８
ａからなる。また区分III はディーゼル駆動の高圧炉心
注水系７、残留熱除去機能を有する低圧注水系５ｂ及び
ガスタービン発電機８ｂからなる。またこれらの区分と
は別途に、電気駆動力（制御用の直流電源を除く）を必
要としない静的格納容器冷却系９及び自動減圧系１０が
設けられている。The present embodiment has been invented in order to improve the system division of the emergency core cooling system of the nuclear reactor described with reference to FIG. 9 in the prior art and to obtain higher reliability. As shown in FIG. 2, Category I comprises an emergency air-cooled diesel generator 1, a flooder system 2, and a reactor isolation cooling system 3, and Category II has a high-pressure core water injection system 4 and a residual heat removal function. Low-pressure water injection system 5a, emergency water-cooled diesel generator 6, and emergency gas turbine generator 8
a. Category III includes a diesel-driven high-pressure core water injection system 7, a low-pressure water injection system 5b having a residual heat removal function, and a gas turbine generator 8b. Separately from these sections, a static containment vessel cooling system 9 and an automatic pressure reducing system 10 that do not require an electric driving force (excluding a DC power supply for control) are provided.
【００３６】本実施の形態は、図９に示した非常用炉心
冷却系の区分IIにおける高圧炉心注水系４において、高
圧炉心注水ポンプ１３用の電動モーター１４や、これら
のポンプ１３や電動モーター１４を冷却する補機冷却系
１９及び区分IIに設けられるその他のポンプに対して電
気を供給する非常用の水冷式ディーゼル発電機６とは別
箇に、水冷式ディーゼル発電機６の後尾機として、所内
非常用設備としてガスタービン発電機８ａを、すなわち
図１における発電機２１及びそれと接続するガスタービ
ン２２を設けたものである。In the present embodiment, the electric motor 14 for the high-pressure core injection pump 13 and the electric motor 14 for the high-pressure core injection pump 13 in the high-pressure core injection system 4 in the emergency core cooling system category II shown in FIG. Apart from the emergency water-cooled diesel generator 6 that supplies electricity to the auxiliary cooling system 19 and other pumps provided in Category II, as a tail machine of the water-cooled diesel generator 6, A gas turbine generator 8a, that is, a generator 21 and a gas turbine 22 connected thereto in FIG.
【００３７】すなわち、図１０において符号２０で示さ
れた非常用水冷式ディーゼル発電機６から電動モーター
１４や補機冷却系１９等に給電を行う電線に切替機２３
を設ける。切替機２３は例えば複数の遮断機を組合せて
なるものであり、電源の切替を行うためのものである。That is, the switching unit 23 is connected to an electric wire for supplying power to the electric motor 14 and the auxiliary cooling system 19 from the emergency water-cooled diesel generator 6 indicated by reference numeral 20 in FIG.
Is provided. The switching device 23 is, for example, a combination of a plurality of circuit breakers, and is used for switching the power supply.
【００３８】図１によれば、切替機２３と水冷式ディー
ゼル発電機６とを連絡する電線２０ｂと、切替機２３と
電動モーター１４や補機冷却系１９等の機器とを連絡す
る電線２０ａは、通常は連絡しており、図１０の説明と
して上記従来の技術で述べたような運用がなされてい
る。本実施形態においては、必要に応じて切替機２３の
切替を行い、電線２０ｂと電線２０ａとを遮断し、電線
２０ａを電線２０ｃと連絡させることで、ガスタービン
２２と接続した発電機２１側から電動モーター１４や補
機冷却系１９への給電を行うこととする。According to FIG. 1, an electric wire 20b connecting the switch 23 to the water-cooled diesel generator 6 and an electric wire 20a connecting the switch 23 to devices such as the electric motor 14 and the auxiliary cooling system 19 are provided. The communication is normally made, and the operation as described in the above-mentioned conventional technique is performed as the explanation of FIG. In the present embodiment, the switching device 23 is switched as necessary, the electric wire 20b and the electric wire 20a are cut off, and the electric wire 20a is connected to the electric wire 20c. Power is supplied to the electric motor 14 and the auxiliary cooling system 19.
【００３９】炉心を内蔵する原子炉圧力容器１１に接続
する任意の配管が破断し、冷却材が原子炉格納容器１２
内に放出される事象すなわちＬＯＣＡが発生した場合に
は、高圧炉心注水系４の電動モーター１４を駆動力とす
る高圧炉心注水ポンプ１３により原子炉圧力容器１１内
に冷却材を注水配管１５を介して注水する。本実施形態
においては、かかる事態に発電所内及び所外の電力が使
えない場合には、非常用の水冷式ディーゼル発電機６に
より電線２０ａ，２０ｂを介して電動モーター１４及び
補機冷却系１９への給電を行う。An arbitrary pipe connected to the reactor pressure vessel 11 containing the reactor core is broken, and the coolant is removed from the reactor containment vessel 12.
When the LOCA occurs in the reactor, the coolant is injected into the reactor pressure vessel 11 by the high-pressure core injection pump 13 driven by the electric motor 14 of the high-pressure core injection system 4 via the injection pipe 15. And pour water. In the present embodiment, when the power inside and outside the power plant cannot be used in such a situation, the emergency water-cooled diesel generator 6 connects the electric motor 14 and the auxiliary cooling system 19 via the electric wires 20a and 20b. Power supply.
【００４０】本実施の形態においては、ＬＯＣＡ時に発
電所内外の電力が使えない場合で、かつ非常用の水冷式
ディーゼル発電機６が故障した場合には、切替機２３に
より電源もとを切替え電線２０ａと２０ｃを接続するこ
とで、ガスタービン２２駆動の発電機２１により高圧炉
心注水系４の電動モーター１４及び補機冷却系１９への
給電を行うことができる。こうして高圧炉心注水系４に
より注水配管１５を介して原子炉圧力容器１１内への注
水を行い、ＬＯＣＡ時における原子炉圧力容器１１内の
水位を回復させることができる。In the present embodiment, when the power inside and outside the power plant cannot be used at the time of LOCA and the emergency water-cooled diesel generator 6 fails, the power source is switched by the By connecting 20a and 20c, power can be supplied to the electric motor 14 and the auxiliary cooling system 19 of the high-pressure core injection system 4 by the generator 21 driven by the gas turbine 22. In this manner, water is injected into the reactor pressure vessel 11 through the water injection pipe 15 by the high-pressure core water injection system 4, and the water level in the reactor pressure vessel 11 at the time of LOCA can be recovered.
【００４１】すなわち、発生確率の極めて低いＬＯＣＡ
時の多重故障に対しても、所内電源を期待せずとも高圧
炉心注水系４を継続的かつ安定的に作動させることが可
能であるから、原子力発電設備の信頼性を更に高く維持
することができる。That is, LOCA with extremely low occurrence probability
Even when multiple failures occur, the high-pressure core water injection system 4 can be operated continuously and stably without expecting an in-house power source, so that the reliability of the nuclear power generation equipment can be maintained even higher. it can.
【００４２】なお、本実施の形態における以上の説明で
は、上記従来の技術において図９で説明した区分Ｉにお
ける非常用の水冷式ディーゼル発電機６を有する高圧炉
心注水系４に対し、新たに専用のガスタービン発電機８
ａを設け電源の切替を行うとした。この変形例として、
区分III におけるディーゼル駆動の高圧炉心注水系７に
対して新たに専用のガスタービン発電機を設け電源の切
替を行うとしてもよい。この場合は上述の場合と略同様
の作用効果を区分III において得ることができる。ある
いはかかる電源の切替を区分II、区分III 双方の高圧炉
心注水系４，７に対して行うとしてもよい。In the above description of this embodiment, the high-pressure core injection system 4 having the emergency water-cooled diesel generator 6 in the category I described in FIG. Gas turbine generator 8
a to switch the power supply. As a variation of this,
A new dedicated gas turbine generator may be provided for the diesel-driven high-pressure core water injection system 7 in Category III to switch the power supply. In this case, substantially the same functions and effects as those described above can be obtained in Category III. Alternatively, the switching of the power supply may be performed for the high-pressure core water injection systems 4 and 7 of both the category II and the category III.
【００４３】以下本発明の第２の実施の形態について説
明する。図３は本実施の形態に係る原子炉の非常用炉心
冷却系の高圧炉心注水系を示す系統図である。本実施の
形態は、上記第１の実施の形態における高圧炉心注水系
４の注水配管１５に対し、この注水配管１５の途中で分
岐しかつ原子炉圧力容器１１を収納する原子炉格納容器
１２の空間部に連通するスプレイ配管２４を設置したも
のである。このスプレイ配管２４には原子炉格納容器１
２を貫通する前後位置にスプレイ隔離弁２５ａ，２５ｂ
が設けられており、かつスプレイ配管２４は原子炉格納
容器１２内でスプレイリング２６と連絡している。な
お、その他の構成は上記第１の実施形態と同様である。Hereinafter, a second embodiment of the present invention will be described. FIG. 3 is a system diagram showing a high-pressure core water injection system of the emergency core cooling system of the nuclear reactor according to the present embodiment. This embodiment is different from the first embodiment in that the reactor containment vessel 12 that branches into the water supply pipe 15 of the high-pressure core water supply system 4 in the middle of the water supply pipe 15 and stores the reactor pressure vessel 11 is provided. A spray pipe 24 communicating with the space is provided. The spray pipe 24 contains the reactor containment vessel 1
Spray isolation valves 25a, 25b at front and rear positions
Is provided, and the spray pipe 24 communicates with the spray ring 26 in the reactor containment vessel 12. The other configuration is the same as that of the first embodiment.
【００４４】原子炉ＬＯＣＡ時には原子炉圧力容器１１
内の冷却材の一部が原子炉格納容器１２内に放出される
ため、原子炉格納容器１２内の圧力、温度が上昇する。
スプレイリング２６は原子炉格納容器１２の内部に、原
子炉圧力容器１１の周囲に略円環状に配置され、事故時
に格納容器スプレイを行うことで原子炉格納容器１２の
過度の昇圧や温度上昇を適切に抑制するものである。At the time of the reactor LOCA, the reactor pressure vessel 11
Since a part of the coolant inside the reactor vessel 12 is discharged into the reactor containment vessel 12, the pressure and the temperature inside the reactor containment vessel 12 increase.
The spray ring 26 is arranged inside the reactor containment vessel 12 in a substantially annular shape around the reactor pressure vessel 11, and when the containment spray is performed in the event of an accident, excessive pressurization and temperature rise of the reactor containment vessel 12 are prevented. It is to control appropriately.
【００４５】本実施の形態においては、ＬＯＣＡ時に原
子炉圧力容器１１内に冷却材を注水していた高圧炉心注
水系において、原子炉圧力容器１１内への注水によって
原子炉圧力容器１１の水位が十分に回復した場合に、注
水隔離弁１７を閉止し、かわってスプレイ隔離弁２５
ａ，２５ｂを開放することにより、スプレイリング２６
により原子炉格納容器１２内に冷却材をスプレイして冷
却を行う。In this embodiment, in the high-pressure core water injection system in which the coolant was injected into the reactor pressure vessel 11 at the time of LOCA, the water level in the reactor pressure vessel 11 was lowered by water injection into the reactor pressure vessel 11. When sufficient recovery has been achieved, the water injection isolation valve 17 is closed and the spray isolation valve 25 is replaced.
a, 25b are opened, so that the spray ring 26
Sprays a coolant into the containment vessel 12 to perform cooling.
【００４６】よって本実施の形態によれば、上記第１の
実施の形態と同様の作用効果が得られるとともに、ＬＯ
ＣＡ時において原子炉圧力容器１１内の水位を回復さ
せ、同時に原子炉格納容器１２内の昇圧及び温度上昇の
適切な抑制を実現することができるから、原子力発電設
備の信頼性を更に高く維持することができる。According to this embodiment, the same operation and effect as those of the first embodiment can be obtained, and
At the time of CA, the water level in the reactor pressure vessel 11 can be recovered, and at the same time, the pressure increase and the temperature rise in the reactor containment vessel 12 can be appropriately suppressed, so that the reliability of the nuclear power generation equipment can be further maintained. be able to.
【００４７】以下本発明の第３の実施の形態について説
明する。図４は本実施の形態に係る原子炉の非常用炉心
冷却系の高圧炉心注水系を示す系統図である。本実施の
形態は、上記第１の実施の形態における高圧炉心注水系
４の冷却を行う補機冷却系２４は、冷却配管２８ａ，２
８ｂを介して冷却装置２７に接続している。図５は、本
実施の形態に係る高圧炉心注水系４の補機冷却系２４の
概略を示す系統図である。なお、その他の構成について
は上記第１の実施の形態と同様である。Hereinafter, a third embodiment of the present invention will be described. FIG. 4 is a system diagram showing a high-pressure core injection system of the emergency core cooling system of the nuclear reactor according to the present embodiment. In the present embodiment, the auxiliary cooling system 24 for cooling the high-pressure core water injection system 4 in the first embodiment includes cooling pipes 28a, 2
8b is connected to the cooling device 27. FIG. 5 is a system diagram schematically showing the auxiliary cooling system 24 of the high-pressure core water injection system 4 according to the present embodiment. The other configuration is the same as that of the first embodiment.
【００４８】補機冷却系２４は、冷却配管２８ａに設け
られた補機冷却系ポンプ３５ａにより補機冷却水を循環
させ、冷却配管２８ａと２８ｂから分岐した配管により
連絡する高圧炉心注水系４や残留熱除去機能を有する低
圧注水系５及び区分IIにおけるその他の負荷３６に対し
て、中間熱交換器３３を介して補機冷却水を循環させて
冷却を行う。なお、高圧炉心注水系４はその他の熱負荷
５，３６に対して冷却装置２７側に設けることとする。
熱は中間熱交換器３３から海水冷却系ポンプ３５ｂによ
り海水冷却系３０を介して、通常は最終のヒートシンク
として海中へ放出される。The auxiliary equipment cooling system 24 circulates auxiliary equipment cooling water by an auxiliary equipment cooling system pump 35a provided in a cooling pipe 28a, and communicates with a high pressure core water injection system 4 connected by pipes branched from the cooling pipes 28a and 28b. Auxiliary cooling water is circulated through the intermediate heat exchanger 33 to cool the low-pressure water injection system 5 having the residual heat removing function and other loads 36 in the section II. The high-pressure core water injection system 4 is provided on the cooling device 27 side for the other heat loads 5 and 36.
The heat is discharged from the intermediate heat exchanger 33 into the sea, usually as a final heat sink, through the seawater cooling system 30 by the seawater cooling system pump 35b.
【００４９】補機冷却系２４の除熱量は相対的には小さ
いから、補機冷却系２４の冷却装置２７としては、比較
的小型の装置を用いることが可能である。例えば、冷却
水を落下させ空冷を行うクーリングタワーや、冷却水の
流れる配管の伝熱面積を大きく取り配管の周囲から空冷
を行うエアフィンクーラーのような装置を採用すれのが
好適である。Since the heat removal amount of the auxiliary cooling system 24 is relatively small, a relatively small device can be used as the cooling device 27 of the auxiliary cooling system 24. For example, it is preferable to adopt a device such as a cooling tower that drops cooling water to perform air cooling, or an air fin cooler that increases the heat transfer area of piping through which cooling water flows and cools air from around the piping.
【００５０】冷却配管２８ａ，２８ｂには、中間熱交換
器３３と高圧炉心注水系４負荷の間にそれぞれ補機冷却
系隔離弁３４ａ，３４ｂを設け、また高圧炉心注水系４
と冷却装置２７の間にそれぞれ補機冷却系隔離弁３４
ｃ，３４ｄを設ける。また冷却配管２８ａには、隔離弁
３４ｃと冷却装置２７の間に冷却装置への冷却水の循環
を行う冷却装置循環ポンプ３５ｃを設ける。これらの隔
離弁３４ａ，３４ｂ，３４ｃ，３４ｄ及びポンプ３５
ａ，３５ｂ，３５ｃへは、図示しない電線により図４に
示したガスタービン発電機２１から給電が行われる。The cooling pipes 28a and 28b are provided with auxiliary cooling system isolation valves 34a and 34b, respectively, between the intermediate heat exchanger 33 and the high pressure core injection system 4 load.
Auxiliary cooling system isolation valve 34 between
c and 34d are provided. The cooling pipe 28a is provided with a cooling device circulation pump 35c for circulating the cooling water to the cooling device between the isolation valve 34c and the cooling device 27. These isolation valves 34a, 34b, 34c, 34d and the pump 35
Power is supplied to a, 35b, and 35c from the gas turbine generator 21 shown in FIG.
【００５１】この構成によれば、隔離弁３４ａ及び３４
ｂを開としかつ冷却装置２７側の隔離弁３４ｃ及び３４
ｄを閉とすることで、高圧炉心注水系４を含む区分IIの
熱負荷４，５，３６を補機冷却系２４及び海水冷却系３
０により冷却を行う。すなわちこの場合の補機冷却水の
循環路は図１１に示した従来の補機冷却系１９と同様で
ある。しかし、逆に隔離弁３４ａ及び３４ｂを閉としか
つ冷却装置２７側の隔離弁３４ｃ及び３４ｄを閉とする
ことで、高圧炉心注水系４の熱負荷を補機冷却系２４の
その他の熱負荷の冷却水循環路から完全に隔離し、冷却
装置２７により冷却することが可能となる。According to this configuration, the isolation valves 34a and 34
b is opened and the isolation valves 34c and 34 on the side of the cooling device 27 are opened.
By closing d, the heat loads 4, 5, and 36 of Category II including the high-pressure core water injection system 4 are reduced to the auxiliary cooling system 24 and the seawater cooling system 3.
Cooling is performed with 0. That is, the circulation path of the auxiliary equipment cooling water in this case is the same as that of the conventional auxiliary equipment cooling system 19 shown in FIG. However, conversely, by closing the isolation valves 34a and 34b and closing the isolation valves 34c and 34d on the side of the cooling device 27, the heat load of the high pressure core water injection system 4 is reduced by the other heat loads of the auxiliary cooling system 24. It can be completely isolated from the cooling water circulation path and cooled by the cooling device 27.
【００５２】ＬＯＣＡ時には上述の２態様のうち後者を
とることにより、高圧炉心注水系４を冷却装置２７によ
り冷却することとする。このとき高圧炉心注水系４は、
電動モーター１４駆動の高圧炉心注水ポンプ１３によ
り、注水配管１５を介して原子炉圧力容器１１内に冷却
材を注水する。これに伴い発熱する電動モーター１４等
の高圧炉心注水系４の熱負荷を補機冷却系２４及び冷却
装置２７を循環する冷却水で冷却する。At the time of LOCA, the latter one of the above two modes is adopted so that the high-pressure core water injection system 4 is cooled by the cooling device 27. At this time, the high pressure core water injection system 4
The coolant is injected into the reactor pressure vessel 11 through the injection pipe 15 by the high-pressure core injection pump 13 driven by the electric motor 14. The heat load of the high pressure core water injection system 4 such as the electric motor 14 that generates heat is cooled by the cooling water circulating through the auxiliary cooling system 24 and the cooling device 27.
【００５３】本実施の形態では、高圧炉心注水系４の熱
負荷を冷却することにより温度が上昇した補機冷却系２
４の冷却水を、冷却配管２８ａ，２８ｂにより冷却装置
２７に導き冷却することが可能である。この構成によれ
ば、ＬＯＣＡ時にはガスタービン発電機２１からは小型
の冷却装置２７のみへの給電を行えば十分であり、海水
冷却系３０や補機冷却系１９全体への給電を行う必要が
なくそれだけ必要な発電量を小さくすることができるか
ら、ガスタービン発電機２２を大幅に小型化することが
可能となる。In this embodiment, the auxiliary equipment cooling system 2 whose temperature has increased by cooling the heat load of the high-pressure core injection system 4 is described.
The cooling water of No. 4 can be guided to the cooling device 27 by the cooling pipes 28a and 28b and cooled. According to this configuration, at the time of LOCA, it is sufficient to supply power only from the gas turbine generator 21 to the small cooling device 27, and there is no need to supply power to the entire seawater cooling system 30 and the auxiliary cooling system 19. Since the required power generation amount can be reduced accordingly, the gas turbine generator 22 can be significantly reduced in size.
【００５４】以下本発明の第４の実施の形態について説
明する。図６は本実施の形態に係る原子炉の非常用炉心
冷却系の概略構成を示した区分図である。本実施の形態
は、図２に示した上記第１の実施の形態における原子炉
の非常用炉心冷却系における非常用の空冷式ディーゼル
発電機１及びフラッダー系２を削除し構造を簡素化した
ものである。区分Ｉは高圧炉心注水系４、残留熱除去機
能を有する低圧注水系５ａ及び非常用の水冷式ディーゼ
ル発電機６及び非常用のガスタービン発電機８ａからな
り、また区分IIはディーゼル駆動の高圧炉心注水系７、
残留熱除去機能を有する低圧注水系５及びガスタービン
発電機８ｂからなる。またこれらの２区分とは別に、原
子炉圧力容器内で発生する蒸気を駆動源とする原子炉隔
離時冷却系３、原子炉格納容器冷却と炉心の残留熱除去
機能を有した静的格納容器冷却系９及び自動減圧系１０
が設置されている。Hereinafter, a fourth embodiment of the present invention will be described. FIG. 6 is a sectional view showing a schematic configuration of the emergency core cooling system of the nuclear reactor according to the present embodiment. In this embodiment, the structure is simplified by removing the emergency air-cooled diesel generator 1 and the flooder system 2 in the emergency core cooling system of the nuclear reactor in the first embodiment shown in FIG. It is. Category I comprises a high-pressure core water injection system 4, a low-pressure water injection system 5a having a residual heat removal function, an emergency water-cooled diesel generator 6, and an emergency gas turbine generator 8a. Water injection system 7,
It comprises a low-pressure water injection system 5 having a residual heat removal function and a gas turbine generator 8b. Separately from these two divisions, a reactor isolation cooling system 3 driven by steam generated in the reactor pressure vessel, a static containment vessel having a function of cooling the containment vessel and removing residual heat of the core Cooling system 9 and automatic decompression system 10
Is installed.
【００５５】ここで、ＬＯＣＡとして最も結果が厳しく
なるディーゼル駆動高圧炉心注水系７の炉心への注水配
管の破断を想定する。さらに所外電源の喪失と区分Ｉの
水冷式ディーゼル発電機６の故障の発生を仮定する。こ
の場合炉心に注水が可能な系統は、２台の高圧系統すな
わち原子炉隔離時冷却系３及びガスタービン発電機８で
給電される高圧炉心注水系４と、１台の低圧系統すなわ
ち残留熱除去機能を有する低圧注水系５ｂである。一
方、上記従来の技術において説明したように、図９に示
した非常用炉心冷却系で同じ事象を想定した場合には、
１台の高圧系統すなわち原子炉隔離時冷却系３と、２台
の低圧系統すなわちフラッダー系２及び残留熱除去機能
付き低圧注水系５ｂによって注水が可能である。Here, it is assumed that the water injection pipe to the core of the diesel-driven high-pressure core injection system 7, which has the most severe result as LOCA, is broken. Further, it is assumed that the outside power source is lost and a failure of the water-cooled diesel generator 6 of the category I occurs. In this case, the system capable of injecting water into the core includes two high-pressure systems, that is, a high-pressure core water injection system 4 that is supplied with power by the cooling system 3 for reactor isolation and the gas turbine generator 8, and one low-pressure system, that is, residual heat removal. This is a low-pressure water injection system 5b having a function. On the other hand, when the same event is assumed in the emergency core cooling system shown in FIG.
Water can be injected by one high-pressure system, that is, the cooling system 3 at the time of reactor isolation, and two low-pressure systems, that is, the flooder system 2 and the low-pressure water injection system 5b with a residual heat removal function.
【００５６】両者を比較すると、ＬＯＣＡ時に注水可能
な系統の数は両者とも３系統と同じであるが、そのうち
高圧系統は従来は１系統であったが本実施の形態におい
ては２系統である。これは図１に示したように高圧炉心
注水系４の駆動源を切替機２３により水冷式ディーゼル
発電機６からガスタービン発電機８ａに切替えることに
より注水が可能となるためである。よって本実施の形態
は、図９に示した従来の場合と比べてフラッダー系１台
を削除して２区分化しているにもかかわらず、原子炉が
高圧状態にあるときから２系統により冷却材の注入が可
能であることから、図９に示した従来の場合と比較して
更に信頼性の高い安全な設計であるといえる。When the two systems are compared, the number of systems that can be injected at the time of LOCA is the same as that of the three systems. Among them, the high-pressure system is one in the past, but is two in the present embodiment. This is because water can be injected by switching the drive source of the high-pressure core water injection system 4 from the water-cooled diesel generator 6 to the gas turbine generator 8a by the switch 23 as shown in FIG. Therefore, in the present embodiment, although one flooder system is deleted and divided into two sections as compared with the conventional case shown in FIG. Can be said to be more reliable and safer than the conventional case shown in FIG.
【００５７】なお、以上はディーゼル駆動高圧炉心注水
系７の炉心への注水配管の破断を想定した場合について
説明したが、高圧炉心注水系４の炉心への注水配管の破
断を想定した場合においては、ディーゼル駆動高圧炉心
注水系７に対して電源切替機及び後尾機としてのガスタ
ービン発電機を設けた場合を想定すれば、この場合は上
述と同様の作用により従来より更に信頼性の高い設計で
あるといえる。Although the above description has been made on the assumption that the water injection pipe to the core of the diesel-driven high pressure core water injection system 7 is broken, the case where the water injection pipe to the core of the high pressure core water injection system 4 is broken is assumed. Assuming that a power switching unit and a gas turbine generator as a tail unit are provided for the diesel-driven high-pressure core injection system 7, in this case, a more reliable design than the conventional one is obtained by the same operation as described above. It can be said that there is.
【００５８】また、ＬＯＣＡ発生後に原子炉格納容器１
２内に放出される原子炉崩壊熱は、残留熱除去機能を有
する低圧注水系５ｂまたは静的格納容器冷却系９により
除去することができる。After the occurrence of LOCA, the reactor containment vessel 1
The reactor decay heat released into the reactor 2 can be removed by the low-pressure water injection system 5b or the static containment cooling system 9 having a residual heat removal function.
【００５９】以下本発明の第５の実施の形態について説
明する。本実施の形態は、上記第４の実施の形態の区分
Ｉの高圧炉心注水系４に、図３で説明した第２の実施の
形態を適用したものである。Hereinafter, a fifth embodiment of the present invention will be described. In the present embodiment, the second embodiment described with reference to FIG. 3 is applied to the high-pressure core water injection system 4 of the category I of the fourth embodiment.
【００６０】上記第４の実施形態と同様に、ディーゼル
駆動高圧炉心注水系７の炉心への注水配管の破断を想定
し、さらに所外電源の喪失と区分Ｉの水冷式ディーゼル
発電機６の故障の発生を仮定する。この場合、本実施形
態に係る非常用炉心冷却系において炉心に注水が可能な
系統は、原子炉隔離時冷却系３、ガスタービン発電機８
ａで給電される高圧炉心注水系４及び残留熱除去機能を
有する低圧注水系５ｂとなる。これらの系統からの注水
により原子炉水位が回復した後は、原子炉格納容器１２
内部を冷却材のスプレイによって冷却する。図９に示し
た従来の場合でも残留熱除去機能を有する低圧注水系５
ｂは格納容器スプレイ機能を有している。しかし本実施
形態においては、何らかの理由でこの低圧炉心系５によ
る格納容器スプレイが行えない場合でも、高圧炉心注水
系４の注水隔離弁１７及びスプレイ隔離弁２５ａ，２５
ｂを操作することにより、原子炉格納容器１２内部に冷
却材をスプレイし冷却することが可能であるから、ＬＯ
ＣＡ時の原子炉格納容器１２内の温度や圧力の上昇をよ
り有効に抑制することができる。As in the fourth embodiment, it is assumed that the water injection pipe to the core of the diesel-driven high-pressure core injection system 7 is broken, and furthermore, the power supply outside the facility is lost and the water-cooled diesel generator 6 of category I fails. Is assumed. In this case, in the emergency core cooling system according to the present embodiment, the system capable of injecting water into the core includes a reactor isolation cooling system 3, a gas turbine generator 8
A high-pressure core water injection system 4 supplied with power a and a low-pressure water injection system 5b having a residual heat removal function are provided. After the reactor water level is restored by water injection from these systems, the reactor containment vessel 12
The interior is cooled by a spray of coolant. Even in the conventional case shown in FIG. 9, a low-pressure water injection system 5 having a residual heat removing function
b has a containment spray function. However, in the present embodiment, even when the containment vessel spraying by the low-pressure core system 5 cannot be performed for some reason, the water injection isolation valve 17 and the spray isolation valves 25a and 25 of the high-pressure core injection system 4 are performed.
By operating b, it is possible to spray and cool the coolant inside the reactor containment vessel 12,
It is possible to more effectively suppress an increase in temperature and pressure in the reactor containment vessel 12 during CA.
【００６１】以下本発明の第６の実施の形態について説
明する。図７は本実施の形態に係る原子炉の非常用炉心
冷却系の概略構成を示した区分図である。本実施の形態
は、上記第４の実施形態における非常用炉心冷却系の構
成と同様に、図９に示した上記従来の技術における非常
用の空冷式ディーゼル発電機１及びフラッダー系２を削
除したものであり、加えて系統を細分化し４系統とした
ものである。区分Ｉはガスタービン発電機８ａと高圧炉
心注水系４で構成され、区分IIは水冷式のディーゼル発
電機６と残留熱除去機能を有する低圧注水系５で構成さ
れ、区分III はディーゼル駆動高圧炉心注水系７で構成
され、また区分IVはガスタービン発電機８ｂと残留熱除
去機能を有した低圧注水系５で構成される。また、これ
らの区分とは別に原子炉圧力容器１１内で発生する蒸気
を駆動源として炉心に冷却材を注水する原子炉隔離時冷
却系３、格納容器冷却と残留熱除去機能を有する静的格
納容器冷却系９及び原子炉圧力を自動的に低下させる自
動減圧系１０が設置されている。Hereinafter, a sixth embodiment of the present invention will be described. FIG. 7 is a sectional view showing a schematic configuration of the emergency core cooling system of the nuclear reactor according to the present embodiment. In this embodiment, similarly to the configuration of the emergency core cooling system in the fourth embodiment, the emergency air-cooled diesel generator 1 and the flooder system 2 in the conventional technique shown in FIG. In addition, the line was subdivided into four lines. Category I is composed of a gas turbine generator 8a and a high-pressure core water injection system 4, Category II is composed of a water-cooled diesel generator 6 and a low-pressure water injection system 5 having a residual heat removal function, and Category III is a diesel-driven high-pressure core. The water injection system 7 is composed of a gas turbine generator 8b and a low-pressure water injection system 5 having a residual heat removing function. Separately from these divisions, a reactor isolation cooling system 3 in which coolant is injected into the reactor core by using steam generated in the reactor pressure vessel 11 as a driving source, a static storage having a containment vessel cooling and residual heat removal function A vessel cooling system 9 and an automatic pressure reducing system 10 for automatically lowering the reactor pressure are provided.
【００６２】本実施の形態の非常用炉心冷却系を構成す
る系統の数は、上記第４または第５の実施の形態と同一
である。上記第４の実施の形態では駆動力という観点で
は各系統は独立であるが、系統の配置といった物理的な
独立性は必ずしも要求されていない。従って、発生確率
は極めて低いものの、共通原因、例えば上記第４の実施
の形態における区分IIの機器領域の溢水事象等により、
一つの区分内の機器が全て故障する可能性がある。The number of systems constituting the emergency core cooling system of this embodiment is the same as that of the fourth or fifth embodiment. In the fourth embodiment, each system is independent from the viewpoint of driving force, but physical independence such as arrangement of the systems is not always required. Therefore, although the probability of occurrence is extremely low, due to a common cause, for example, a flood event in the equipment area of the category II in the fourth embodiment,
There is a possibility that all devices in one section will fail.
【００６３】本実施の形態においては、非常用炉心冷却
系を４つの区分に分割して系統相互を電気的にかつ物理
的に独立させているため、共通の原因で複数の系統が同
時に故障することがない。したがって、系統を細分化す
ることにより、大きな設備の変更なしにより高度の信頼
性及び安全性を確保することができる。In the present embodiment, since the emergency core cooling system is divided into four sections and the systems are electrically and physically independent from each other, a plurality of systems fail simultaneously due to a common cause. Nothing. Therefore, by subdividing the system, a high degree of reliability and safety can be secured without major changes in equipment.
【００６４】更に、本実施の形態を上記第５の実施の形
態に適用し、高圧炉心注水系４により原子炉格納容器１
２内へ冷却水のスプレイを行うことにより、上記第５の
実施形態の作用効果を併せて得ることができる。Further, the present embodiment is applied to the above-described fifth embodiment, and the reactor containment vessel 1 is controlled by the high-pressure core water injection system 4.
By spraying the cooling water into the inside 2, the operation and effect of the fifth embodiment can be obtained together.
【００６５】以下本発明の第７の実施の形態について説
明する。図８は本実施の形態に係る原子炉の非常用炉心
冷却系の概略構成を示した区分図である。本実施の形態
は、図７に示した上記第６の実施の形態における区分II
の非常用の空冷式ディーゼル発電機６を空冷式ディーゼ
ル発電機１に置き替えたものである。本実施の形態の非
常用炉心冷却系は、基本的に上記第６の実施の形態と同
一の作用を有するものである。しかし本実施の形態で
は、上記第６の実施の形態における区分IIの水冷式ディ
ーゼル発電機６の給電する範囲が同一区分内の残留熱除
去機能を有する低圧注水系５ａのみであり、区分IIにお
ける必要電力量が小さいことに着目し、この水冷式ディ
ーゼル発電機６を空冷式ディーゼル発電機１に置き替え
るたものである。Hereinafter, a seventh embodiment of the present invention will be described. FIG. 8 is a sectional view showing a schematic configuration of the emergency core cooling system of the nuclear reactor according to the present embodiment. This embodiment is different from the sixth embodiment shown in FIG.
The emergency air-cooled diesel generator 6 is replaced with the air-cooled diesel generator 1. The emergency core cooling system according to the present embodiment has basically the same operation as the sixth embodiment. However, in the present embodiment, the power supply range of the water-cooled diesel generator 6 of the category II in the sixth embodiment is only the low-pressure water injection system 5a having a residual heat removal function in the same category. The water-cooled diesel generator 6 is replaced with the air-cooled diesel generator 1, paying attention to the small amount of required power.
【００６６】すなわち、水冷式ディーゼル発電機６は機
関で発生する熱を冷却水で冷却するため、水冷系統、熱
交換器、ポンプ、モーター等多くの補助設備が必要とな
るが、空冷式とすることにより、これらの設備が不要と
なる。これにより本実施形態において、上記第６の実施
の形態と同様の作用効果を奏するとともにコストの低減
を図ることができる。That is, the water-cooled diesel generator 6 requires many auxiliary facilities such as a water-cooling system, a heat exchanger, a pump, and a motor in order to cool the heat generated in the engine by the cooling water. As a result, these facilities become unnecessary. Thus, in this embodiment, the same operation and effect as those of the sixth embodiment can be obtained, and the cost can be reduced.
【００６７】なお、本実施の形態の非常用炉心冷却系に
おいて、区分Ｉの高圧炉心注水系４と区分III のディー
ゼル駆動高圧炉心注水系７、あるいはそのどちらかに、
図３に示した上記第２の実施の形態におけるスプレイ配
管３１、スプレイ隔離弁２５ａ，２５ｂ及びスプレイリ
ング２６を組み込み、高圧系統から原子炉格納容器１２
空間部に冷却材をスプレイすることが可能な系統とする
ことも考えられる。In the emergency core cooling system of the present embodiment, the high-pressure core water injection system 4 of category I and the diesel-driven high-pressure core water injection system 7 of category III are used.
The spray pipe 31, the spray isolation valves 25a and 25b, and the spray ring 26 according to the second embodiment shown in FIG.
It is also conceivable to use a system capable of spraying a coolant in the space.
【００６８】[0068]
【発明の効果】以上述べたように、本発明によれば、主
に高圧炉心注水系に切替可能な電源を設けることによ
り、従来の設備に対し比較的低コストの設備改善を行う
ことにより、非常用炉心冷却系の信頼性ひいては沸騰水
型原子力発電設備の安全性を従来以上により高いものと
することが可能となる。As described above, according to the present invention, by providing a switchable power supply mainly to the high-pressure core water injection system, it is possible to improve the equipment at a relatively low cost with respect to the conventional equipment. The reliability of the emergency core cooling system and, consequently, the safety of the boiling water nuclear power plant can be made higher than before.
【図１】本発明の第１の実施の形態に係る原子炉の非常
用炉心冷却系の高圧炉心注水系を示す系統図である。FIG. 1 is a system diagram showing a high-pressure core water injection system of an emergency core cooling system of a nuclear reactor according to a first embodiment of the present invention.
【図２】本発明の第１の実施の形態に係る原子炉の非常
用炉心冷却系の概略構成を示した区分図である。FIG. 2 is a sectional view showing a schematic configuration of an emergency core cooling system of the nuclear reactor according to the first embodiment of the present invention.
【図３】本発明の第２の実施の形態に係る原子炉の非常
用炉心冷却系の高圧炉心注水系を示す系統図である。FIG. 3 is a system diagram showing a high-pressure core injection system of an emergency core cooling system of a nuclear reactor according to a second embodiment of the present invention.
【図４】本発明の第３の実施の形態に係る原子炉の非常
用炉心冷却系の高圧炉心注水系を示す系統図である。FIG. 4 is a system diagram showing a high-pressure core injection system of an emergency core cooling system of a nuclear reactor according to a third embodiment of the present invention.
【図５】図４に示した高圧炉心注水系の補機冷却系の概
略を示す系統図である。5 is a system diagram schematically showing an auxiliary cooling system of the high-pressure core water injection system shown in FIG.
【図６】本発明の第４の実施の形態に係る原子炉の非常
用炉心冷却系の概略構成を示した区分図である。FIG. 6 is a sectional view showing a schematic configuration of an emergency core cooling system of a nuclear reactor according to a fourth embodiment of the present invention.
【図７】本発明の第６の実施の形態に係る原子炉の非常
用炉心冷却系の概略構成を示した区分図である。FIG. 7 is a sectional view showing a schematic configuration of an emergency core cooling system of a nuclear reactor according to a sixth embodiment of the present invention.
【図８】本発明の第７の実施の形態に係る原子炉の非常
用炉心冷却系の概略構成を示した区分図である。FIG. 8 is a sectional view showing a schematic configuration of an emergency core cooling system of a nuclear reactor according to a seventh embodiment of the present invention.
【図９】従来の沸騰水型原子力発電設備の非常用炉心冷
却系の概略構成の一例を示した区分図である。FIG. 9 is a sectional view showing an example of a schematic configuration of an emergency core cooling system of a conventional boiling water nuclear power plant.
【図１０】図９に示した非常用炉心冷却系の高圧炉心注
水系の各種設備及び原子炉格納容器の概略を示す系統図
である。10 is a system diagram schematically illustrating various facilities of a high-pressure core water injection system and a reactor containment vessel of the emergency core cooling system illustrated in FIG. 9;
【図１１】図１０に示した高圧炉心注水系の補機冷却系
の概略を示す系統図である。11 is a system diagram schematically showing an auxiliary cooling system of the high-pressure core water injection system shown in FIG.
１…空冷式ディーゼル発電機、２…フラッダー系、３…
原子炉隔離時冷却系、４…高圧炉心注水系、５ａ，５ｂ
…残留熱除去機能を有する低圧注水系、６…水冷式ディ
ーゼル発電機、７…ディーゼル駆動高圧炉心注水系、
８，８ａ，８ｂ…ガスタービン発電機、９…静的格納容
器冷却系、１０…自動減圧系、１１…原子炉圧力容器、
１２…原子炉格納容器、１３…高圧炉心注水ポンプ、１
４…電動モーター、１５…注水配管、１６…逆止弁、１
７…注水隔離弁、１８…水源、１９，２４…補機冷却
系、２０，２０ａ，２０ｂ…電線、２１…発電機、２２
…ガスタービン、２３…切替機、２５…スプレイ隔離
弁、２６…スプレイリング、２７…冷却装置、２８ａ，
２８ｂ…冷却配管、３０…海水冷却系、３１…スプレイ
配管、３３…中間熱交換器、３４ａ，３４ｂ，３４ｃ，
３４ｄ…補機冷却系隔離弁、３５ａ…補機冷却系ポン
プ、３５ｂ…海水冷却系ポンプ、３５ｃ…冷却装置移送
ポンプ1 ... air-cooled diesel generator, 2 ... flooder system, 3 ...
Cooling system for reactor isolation, 4 ... High pressure core injection system, 5a, 5b
... low pressure water injection system with residual heat removal function, 6 ... water-cooled diesel generator, 7 ... diesel driven high pressure core water injection system,
8, 8a, 8b: gas turbine generator, 9: static containment vessel cooling system, 10: automatic pressure reducing system, 11: reactor pressure vessel,
12 ... containment vessel, 13 ... high-pressure core water injection pump, 1
4: electric motor, 15: water injection pipe, 16: check valve, 1
7 ... water injection isolation valve, 18 ... water source, 19, 24 ... auxiliary equipment cooling system, 20, 20a, 20b ... electric wire, 21 ... generator, 22
... gas turbine, 23 ... changer, 25 ... spray isolation valve, 26 ... spraying, 27 ... cooling device, 28a,
28b cooling pipe, 30 seawater cooling system, 31 spray pipe, 33 intermediate heat exchanger, 34a, 34b, 34c,
34d: auxiliary equipment cooling system isolation valve, 35a: auxiliary equipment cooling system pump, 35b: seawater cooling system pump, 35c: cooling device transfer pump
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 牟田 仁 神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地 株 式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者 塩入 章夫 神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地 株 式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者 藤木 保伸 神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地 株 式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者 薄井 秀和 神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地 株 式会社東芝横浜事業所内 ──────────────────────────────────────────────────続 き Continuing on the front page (72) Inventor Hitoshi Muta 8 Shinsugita-cho, Isogo-ku, Yokohama-shi, Kanagawa Prefecture Inside the Toshiba Yokohama Office (72) Inventor Akio Shioiri 8 Shinsugita-cho, Isogo-ku, Yokohama-shi, Kanagawa (72) Inventor Yasunobu Fujiki, Kanagawa Prefecture, Yokohama-shi, Isogo-ku, Shinsugita-cho, Inc. 8 (Tokyo) Yokohama Incorporated Company (72) Inventor Hidekazu Usui, Kanagawa, Yokohama-shi, Isogo-ku, Shinsugita-cho, 8-8 Toshiba Yokohama Office
Claims (14)
と、この原子炉圧力容器を内包する原子炉格納容器と、
冷却材を貯えた水源と前記原子炉圧力容器とを連絡する
注水配管と、この注水配管を介して前記原子炉圧力容器
内に冷却材を注入する高圧炉心注水系ポンプと、この高
圧炉心注水系をはじめ系統内の各種機器を冷却する補機
冷却系と、この補機冷却系や前記高圧炉心注水系ポンプ
に電気を供給するディーゼル発電機を有する原子炉の非
常用炉心冷却系において、前記高圧炉心注水系は専用の
ガスタービン発電機を有し、前記高圧炉心注水系の各種
機器への電源供給源を前記ディーゼル発電機と前記ガス
タービン発電機との相互で切替を行う電源切替手段を有
することを特徴とする原子炉の非常用炉心冷却系。1. A reactor pressure vessel containing a reactor core, a reactor containment vessel containing the reactor pressure vessel,
A water injection pipe for connecting a water source storing coolant to the reactor pressure vessel, a high-pressure core water injection pump for injecting coolant into the reactor pressure vessel through the water injection pipe, and a high-pressure core water injection system In the emergency core cooling system of a nuclear reactor having an auxiliary equipment cooling system for cooling various devices in the system, and a diesel generator for supplying electricity to the auxiliary equipment cooling system and the high-pressure core water injection pump, The core water injection system has a dedicated gas turbine generator, and has a power supply switching means for switching a power supply source to various devices of the high pressure core water injection system between the diesel generator and the gas turbine generator. An emergency core cooling system for a nuclear reactor.
ィーゼル発電機から前記高圧炉心注水系に給電を行い、
原子炉事故時には前記ガスタービン発電機から前記高圧
炉心注水系に給電を行うことを特徴とする請求項１記載
の原子炉の非常用炉心冷却系。2. The power supply switching means normally supplies power from the diesel generator to the high pressure core injection system,
The emergency core cooling system for a nuclear reactor according to claim 1, wherein power is supplied from the gas turbine generator to the high-pressure core water injection system during a nuclear reactor accident.
前記原子炉格納容器内に冷却材をスプレイする格納容器
スプレイ手段と、この格納容器スプレイ手段と連絡し隔
離弁を有しかつ前記注水配管と接続するスプレイ配管と
を有することを特徴とする請求項１記載の原子炉の非常
用炉心冷却系。3. A containment vessel spray means provided surrounding the reactor pressure vessel for spraying a coolant into the containment vessel, and having an isolation valve in communication with the containment spray means and having the water injection. The emergency core cooling system for a nuclear reactor according to claim 1, further comprising a spray pipe connected to the pipe.
格納容器内に開口部を有する配管であることを特徴とす
る請求項３記載の原子炉の非常用炉心冷却系。4. An emergency core cooling system for a nuclear reactor according to claim 3, wherein said containment vessel spraying means is a pipe having an opening in said reactor containment vessel.
と、前記スプレイ配管に設けられた第２の隔離弁とを有
し、事故時に前記水源から前記原子炉圧力容器内へ注水
を行うために前記第１の隔離弁を開とし前記第２の隔離
弁を閉とし、前記原子炉圧力容器内の水位が設定水位以
上に回復した後は前記水源から前記原子炉格納容器内へ
注水を行うために前記第２の隔離弁を開とし前記第１の
隔離弁を閉とすることを特徴とする請求項３記載の原子
炉の非常用炉心冷却系。5. A reactor according to claim 1, further comprising a first isolation valve provided in said water injection pipe, and a second isolation valve provided in said spray pipe, wherein water is injected from said water source into said reactor pressure vessel in an accident. In order to perform the above operation, the first isolation valve is opened and the second isolation valve is closed, and after the water level in the reactor pressure vessel has recovered to a set water level or more, water is injected from the water source into the reactor containment vessel. The emergency core cooling system for a nuclear reactor according to claim 3, wherein the second isolation valve is opened and the first isolation valve is closed to perform the operation.
却系ポンプを介して連絡し海水への放熱を行う熱交換器
と、この熱交換器と前記高圧炉心注水系の各種機器に対
し補機冷却系ポンプを介して冷却水を循環させる第１の
循環配管と、前記補機冷却系の外部に設けられた冷却装
置と、前記高圧炉心注水系の各種機器に対し冷却装置移
送ポンプを介して冷却水を循環させる第２の循環配管を
有することを特徴とする請求項１記載の原子炉の非常用
炉心冷却系。6. The auxiliary cooling system includes a heat exchanger that communicates with a seawater cooling system via a seawater cooling system pump to radiate heat to seawater, and various devices of the heat exchanger and the high-pressure core water injection system. On the other hand, a first circulation pipe for circulating cooling water via an auxiliary equipment cooling system pump, a cooling device provided outside the auxiliary equipment cooling system, and a cooling device transfer pump for various devices of the high pressure core injection system 2. The emergency core cooling system for a nuclear reactor according to claim 1, further comprising a second circulation pipe for circulating cooling water through the cooling water.
れ、前記冷却装置移送ポンプによって移送される冷却水
を空冷することにより前記補機冷却系の冷却を行うこと
を特徴とする請求項６記載の原子炉の非常用炉心冷却
系。7. The cooling device is provided exclusively for an accessory cooling system, and cools the accessory cooling system by air-cooling cooling water transferred by the cooling device transfer pump. 7. An emergency core cooling system for a nuclear reactor according to 6.
隔離弁と、前記第２の循環配管に設けられた第４の隔離
弁とを有し、通常は前記第３の隔離弁を開とし前記第４
の隔離弁を閉とし、かつ事故時には前記第４の隔離弁を
開とし前記第３の隔離弁を閉とすることを特徴とする請
求項６記載の原子炉の非常用炉心冷却系。8. A third isolation valve provided in the first circulation pipe, and a fourth isolation valve provided in the second circulation pipe. And the fourth
7. An emergency core cooling system for a nuclear reactor according to claim 6, wherein said isolation valve is closed, and said fourth isolation valve is opened and said third isolation valve is closed in the event of an accident.
る低圧注水系−非常用ディーゼル発電機からなる第１の
区分と、ディーゼル駆動の高圧炉心注水系−残留熱除去
機能を有する低圧注水系−非常用ガスタービン発電機か
らなる第２の区分とからなる原子炉の非常用炉心冷却系
において、前記２つの区分は電気的かつ物理的に独立に
区分けされており、かつ前記第１の区分の高圧炉心注水
系及び前記第２の区分のディーゼル駆動の高圧炉心注水
系のうち少なくとも一つは前記専用のガスタービン発電
機及び前記電源切替手段を具備することを特徴とする請
求項１記載の原子炉の非常用炉心冷却系。9. A first division comprising a high pressure core water injection system, a low pressure water injection system having a residual heat removal function, an emergency diesel generator, and a diesel driven high pressure core water injection system, a low pressure water injection system having a residual heat removal function. -In a nuclear reactor emergency cooling system comprising a second section comprising an emergency gas turbine generator, wherein said two sections are electrically and physically separated independently and said first section; The at least one of the high-pressure core water injection system and the second section of the diesel-driven high-pressure core water injection system includes the dedicated gas turbine generator and the power supply switching means. Emergency core cooling system for nuclear reactors.
電気的かつ物理的に独立した非常用ディーゼル発電機−
フラッダー系−残留熱除去系からなる第３の区分を有す
ることを特徴とする請求項９記載の原子炉の非常用炉心
冷却系。10. An emergency diesel generator electrically and physically independent of said first section and said second section.
The emergency core cooling system for a nuclear reactor according to claim 9, further comprising a third section consisting of a flooder system and a residual heat removal system.
発電機からなる第１の区分と、ディーゼル駆動の高圧炉
心注水系からなる第２の区分と、残留熱除去機能を有す
る低圧注水系−非常用ディーゼル発電機からなる第３の
区分と、残留熱除去機能を有する低圧注水系−非常用ガ
スタービン発電機からなる第４の区分とからなり、前記
４つの区分は電気的かつ物理的に独立に区分けされてい
ることを特徴とする原子炉の非常用炉心冷却系。11. A high pressure core water injection system-a first section comprising an emergency gas turbine generator, a second section comprising a diesel driven high pressure core water injection system, and a low pressure water injection system having a residual heat removal function-emergency. And a fourth section comprising a low-pressure water injection system-emergency gas turbine generator having residual heat removal function, wherein the four sections are electrically and physically independent. An emergency core cooling system for a nuclear reactor, characterized in that it is classified into:
ゼル発電機として空冷式発電機を用いることを特徴とす
る請求項１１記載の原子炉の非常用炉心冷却系。12. An emergency core cooling system for a nuclear reactor according to claim 11, wherein an air-cooled generator is used as the emergency diesel generator in said third section.
前記第２の区分のディーゼル駆動の高圧炉心注水系のう
ち少なくとも一つは、前記原子炉圧力容器に包囲して設
けられ前記原子炉格納容器内に冷却材をスプレイする格
納容器スプレイ手段と、この格納容器スプレイ手段と連
絡し隔離弁を有しかつ前記注水配管と接続するスプレイ
配管を有することを特徴とする請求項９乃至請求項１１
記載の原子炉の非常用炉心冷却系。13. The reactor of claim 1, wherein at least one of the first section high-pressure core water injection system and the second section diesel-driven high-pressure core water injection system is provided surrounding the reactor pressure vessel. 10. A containment vessel spray means for spraying a coolant in the containment vessel, and a spray pipe connected to the containment spray means and having an isolation valve and connected to the water injection pipe. 11
An emergency core cooling system for the nuclear reactor described.
として前記炉心に冷却材を注入する原子炉隔離時冷却系
と、前記格納容器冷却及び前記炉心の残留熱の除去を行
う静的格納容器冷却系とを、其々前記各区分とは別途に
設置したことを特徴とする請求項９乃至請求項１１記載
の原子炉の非常用炉心冷却系。14. A reactor isolation cooling system for injecting coolant into the core by using steam in the reactor pressure vessel as a driving source, and a static storage for cooling the containment vessel and removing residual heat of the core. The reactor core cooling system for a nuclear reactor according to claim 9, wherein a vessel cooling system is separately provided from each of the sections.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP9186152A JPH1130685A (en) | 1997-07-11 | 1997-07-11 | Emergency core cooling system for nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP9186152A JPH1130685A (en) | 1997-07-11 | 1997-07-11 | Emergency core cooling system for nuclear reactor |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH1130685A true JPH1130685A (en) | 1999-02-02 |
Family
ID=16183301
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP9186152A Pending JPH1130685A (en) | 1997-07-11 | 1997-07-11 | Emergency core cooling system for nuclear reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH1130685A (en) |
Cited By (12)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2008281426A (en) * | 2007-05-10 | 2008-11-20 | Toshiba Corp | Core cooling system for emergency |
| JP2009031079A (en) * | 2007-07-26 | 2009-02-12 | Toshiba Corp | Emergency core cooling system |
| JP2009053049A (en) * | 2007-08-27 | 2009-03-12 | Toshiba Corp | Safety system of nuclear power plant |
| US7835482B2 (en) | 2004-01-14 | 2010-11-16 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Emergency core cooling system |
| CN103903659A (en) * | 2014-03-28 | 2014-07-02 | 哈尔滨工程大学 | Passive waste heat removal system for floating nuclear power plant |
| CN104021823A (en) * | 2014-05-23 | 2014-09-03 | 中国核动力研究设计院 | Waste heat long-term passive lead-out system of floating-type nuclear power station |
| JP2015050899A (en) * | 2013-09-04 | 2015-03-16 | 東芝三菱電機産業システム株式会社 | Generator |
| JP2016080588A (en) * | 2014-10-20 | 2016-05-16 | 三菱重工業株式会社 | Cooling device and nuclear power facility |
| CN106761971A (en) * | 2016-12-29 | 2017-05-31 | 湖南省湘电试验研究院有限公司 | A kind of high-order energy storage meet an urgent need supply turbo-engine lube method |
| JP2018136172A (en) * | 2017-02-21 | 2018-08-30 | 株式会社東芝 | Emergency core cooling system and boiling-water nuclear power plant using the same |
| JP2020012749A (en) * | 2018-07-19 | 2020-01-23 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | Auxiliary machine cooling facility of nuclear power plant |
| KR20200137261A (en) * | 2019-05-29 | 2020-12-09 | 한국전력기술 주식회사 | Heating, ventilation and air conditioning cooling system of nuclear power plant |
-
1997
- 1997-07-11 JP JP9186152A patent/JPH1130685A/en active Pending
Cited By (14)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US7835482B2 (en) | 2004-01-14 | 2010-11-16 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Emergency core cooling system |
| JP2008281426A (en) * | 2007-05-10 | 2008-11-20 | Toshiba Corp | Core cooling system for emergency |
| US9031183B2 (en) | 2007-05-10 | 2015-05-12 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Emergency core cooling system |
| JP2009031079A (en) * | 2007-07-26 | 2009-02-12 | Toshiba Corp | Emergency core cooling system |
| JP2009053049A (en) * | 2007-08-27 | 2009-03-12 | Toshiba Corp | Safety system of nuclear power plant |
| JP2015050899A (en) * | 2013-09-04 | 2015-03-16 | 東芝三菱電機産業システム株式会社 | Generator |
| CN103903659A (en) * | 2014-03-28 | 2014-07-02 | 哈尔滨工程大学 | Passive waste heat removal system for floating nuclear power plant |
| CN104021823A (en) * | 2014-05-23 | 2014-09-03 | 中国核动力研究设计院 | Waste heat long-term passive lead-out system of floating-type nuclear power station |
| JP2016080588A (en) * | 2014-10-20 | 2016-05-16 | 三菱重工業株式会社 | Cooling device and nuclear power facility |
| CN106761971A (en) * | 2016-12-29 | 2017-05-31 | 湖南省湘电试验研究院有限公司 | A kind of high-order energy storage meet an urgent need supply turbo-engine lube method |
| JP2018136172A (en) * | 2017-02-21 | 2018-08-30 | 株式会社東芝 | Emergency core cooling system and boiling-water nuclear power plant using the same |
| US10991471B2 (en) | 2017-02-21 | 2021-04-27 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Emergency core cooling system and boiling water reactor plant using the same |
| JP2020012749A (en) * | 2018-07-19 | 2020-01-23 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | Auxiliary machine cooling facility of nuclear power plant |
| KR20200137261A (en) * | 2019-05-29 | 2020-12-09 | 한국전력기술 주식회사 | Heating, ventilation and air conditioning cooling system of nuclear power plant |
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