(57)【要約】【課題】原子炉建屋内が過酷環境下に至った場合でも、監視装置は機能を維持し、使用済燃料プール水位を連続監視し続けることが可能な使用済燃料プール水位監視装置を提供することを目的とする。【解決手段】原子炉建屋内に収納された使用済燃料プール内に給水するための使用済燃料プール水位監視装置であって、原子炉建屋の外部から使用済燃料プールの出口までの間が常時水張りされている外部注水ラインを備え、原子炉建屋の外部に位置する外部注水ラインの一部に使用済燃料プールの水圧を計測する圧力計を備え、圧力計測値から使用済燃料プールの水位を換算して監視するための監視装置を原子炉建屋外に備えることを特徴とする。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉建屋内に収納された使用済燃料プール内に給水するための使用済燃料プール水位監視装置であって、
前記原子炉建屋の外部から前記使用済燃料プールの出口までの間が常時水張りされている外部注水ラインを備え、前記原子炉建屋の外部に位置する前記外部注水ラインの一部に使用済核燃料プールの水圧を計測する圧力計を備え、圧力計測値から使用済燃料プールの水位を換算して監視するための監視装置を原子炉建屋外に備えることを特徴とする使用済燃料プール水位監視装置。
【請求項２】
請求項１記載の使用済燃料プール水位監視装置であって、
前記外部注水ラインの前記原子炉建屋外部側端部に逆止弁が備えられ、前記使用済燃料プールから前記原子炉建屋外部側に水が流出することを阻止していることを特徴とする使用済燃料プール水位監視装置。
【請求項３】
請求項１または請求項２記載の使用済燃料プール水位監視装置であって、
前記原子炉建屋外部から前記使用済燃料プールに向かって前記外部注水ラインにより水が供給されている状態において、前記外部注水ラインの前記圧力計設置位置から前記用済燃料プールの出口までの間の圧力損失を算出し、前記圧力計の圧力計測値に前記圧力損失分の補正を行ってから、使用済燃料プールの水位を換算することを特徴とする使用済燃料プール水位監視装置。
【請求項４】
請求項３記載の使用済燃料プール水位監視装置であって、
前記外部注水ラインの前記圧力計設置位置から前記用済燃料プールの出口までの間の圧力損失を、前記外部注水ラインに設けた流量計から求めることを特徴とする使用済燃料プール水位監視装置。
【請求項５】
請求項３記載の使用済燃料プール水位監視装置であって、
前記外部注水ラインの前記圧力計設置位置から前記用済燃料プールの出口までの間の圧力損失を、前記外部注水ラインに設けた２つの圧力計の差圧から求めることを特徴とする使用済燃料プール水位監視装置。
【請求項６】
請求項５記載の使用済燃料プール水位監視装置であって、
前記２つの圧力計の差圧から流量を求め、流量から外部注水ラインの圧力損失を求めるとともに、前記２つの圧力計の差圧から流量を求めるときに、前記外部注水ラインに設けた温度計から得た流体の密度を考慮することを特徴とする使用済燃料プール水位監視装置。
【請求項７】
請求項１から請求項６のいずれか１項に記載の使用済燃料プール水位監視装置であって、
使用済燃料プール水位に可能な限り近い位置と、原子炉建屋外の可能な限り原子炉建屋に近い位置に隔離弁を設けたことを特徴とする使用済燃料プール水位監視装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力発電プラントの使用済燃料プール水位監視装置に係り、特に万が一電源喪失が起こった場合にも機能することができる使用済燃料プール水位監視装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力発電プラントの原子炉建屋内には、原子炉で使用された後の燃料である使用済燃料を使用済燃料プール内に一時保管している。また使用済燃料は核分裂生成物の崩壊により発熱するため、使用済燃料プール内は十分な量の水で満たされ、使用済燃料を冷却するとともに放射線を遮っている。
【０００３】
係る冷却および遮蔽の機能を十分に達成するため、使用済燃料プール内には水が供給され、かつその水位が監視されている。通常運転時、使用済燃料プール内の使用済燃料は、核分裂生成物の崩壊により発熱して水を蒸発させており、この結果水位が低下していく。このため減少した分の水は補給され、水位を保つ必要がある。
【０００４】
具体的な原子力発電プラントにおける通常運転時の使用済燃料プールへの補給水系統は、例えば復水補給水系からスキマサージタンクへ補給された水が燃料プール浄化系を通して使用済燃料プールへ供給されるものであり、この系統により使用済燃料プールの水位を一定に保つシステムとしている。このため、スキマサージタンク水位を連続監視し、使用済燃料プール水位はある設定水位に対し高／低警報のみで監視することとしている。
【０００５】
上記の通常運転時の使用済燃料プールへの補給水系統は、原子力発電プラントの原子炉建屋内に構成されており、かつ当該補給水系統は、ポンプやモータあるいは制御系統などを含みこれらは電源により機能維持されている。
【０００６】
他方、同様の補給水系統は、通常運転時の使用済燃料プール水位の維持機能ばかりでなく、使用済燃料プール水位が低下傾向を示すような非常事態においても構築されている。係る非常事態に備え、サプレッションプール浄化系もしくは残留熱除去系により使用済燃料プールへ直接注水するシステムとしている。なお、非常事態用のシステムも原子力発電プラントの原子炉建屋内に構成されており、かつ当該補給水系統は、ポンプやモータあるいは制御系統などを含みこれらは電源により機能維持されている。
【０００７】
特許文献１には、使用済燃料プールの水位を監視するシステムとして、使用済燃料プール上方の原子炉建屋内の天井、もしくはその近傍に、水位検出器として超音波式検出器又は電波式検出器を設置すること用いた使用済燃料プール水位のトレンド監視システムが提案されている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００８】
【特許文献１】特開２０１２−４７７５７号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００９】
以上説明の補給水系統などは、先にも述べたように原子炉建屋内に構成され、電源が維持されていることが機能維持の前提となっている。然るに万が一、電源喪失が起こった場合には、これらの系統は長期的に機能しないことが想定される。
【００１０】
また特許文献１における技術では、万が一原子炉建屋内の環境が機器の機能維持及び人が作業する上で過酷環境下となった場合、監視システムの運用が困難となる可能性が示唆される。
【００１１】
このため、原子炉建屋の外部から給水を行うものとして、外部注水ラインにより使用済燃料プールへ直接注水するシステムが検討されている。放射性物質の貯蔵施設における水位監視要求に合わせ、このような非常事態における使用済燃料プールへの注水量の監視に対する要求から、使用済燃料プール水位の連続監視に対する要求が高まっている。
【００１２】
以上のことから本発明は、このように原子炉建屋内が過酷環境下に至った場合でも、監視装置は機能を維持し、使用済燃料プール水位を連続監視し続けることが可能な使用済燃料プール水位監視装置を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１３】
原子炉建屋内に収納された使用済燃料プール内に給水するための使用済燃料プール水位監視装置であって、
原子炉建屋の外部から使用済燃料プールの出口までの間が常時水張りされている外部注水ラインを備え、原子炉建屋の外部に位置する外部注水ラインの一部に使用済燃料プールの水圧を計測する圧力計を備え、圧力計測値から使用済燃料プールの水位を換算して監視するための監視装置を原子炉建屋外に備えることを特徴とする。
【発明の効果】
【００１４】
本発明は、原子炉建屋内の環境に左右されることなく、使用済燃料プー水位を連続監視可能とする。
【図面の簡単な説明】
【００１５】
【図１】実施例１に係る使用済燃料プール水位監視装置の構成を示す図。
【図２】実施例１に係る計測監視システムの制御フローを示す図。
【図３】実施例２に係る使用済燃料プール水位監視装置の構成を示す図。
【図４】実施例２に係る計測監視システムの制御フローを示す図。
【図５】実施例３に係る使用済燃料プール水位監視装置の構成を示す図。
【図６】実施例３に係る計測監視システムの制御フローを示す図。
【図７】実施例４に係る使用済燃料プール水位監視装置の構成を示す図。
【発明を実施するための形態】
【００１６】
以下本発明の実施例について図を参照して説明する。
【実施例１】
【００１７】
実施例１に係る使用済燃料プールの水位監視装置の構成並びに制御フローについて図１、図２を用いて説明する。まず図１において、Ｒ／Ｂは原子炉建屋であり、矢印Ａが建屋外、矢印Ｂが建屋内を示している。１が使用済燃料プール１であり、先に説明した通常運転時の使用済燃料プールへの補給水系統（復水補給水系、スキマサージタンク、燃料プール浄化系）、あるいは非常時の系統（サプレッションプール浄化系、残留熱除去系）などは、原子炉建屋Ｒ／Ｂの建屋内Ｂに収納されている。図１ではこれらの系統の図示を省略している。
【００１８】
これに対し本発明では、使用済燃料プール１内に外部注水ライン出口８を有し、逆止弁５により常時水張りされた外部注水ライン２（逆止弁５〜外部注水ライン出口８）を構成する。また外部注水ライン２の圧力計測を、逆止弁５よりも使用済燃料プール１側であって、かつ原子炉建屋Ｒ／Ｂ外に設置した圧力計３で行う。原子炉建屋Ｒ／Ｂ外Ａに設置した監視装置１２には圧力計３の計測値が伝送され、圧力計測値を使用済燃料プール１の水位に換算して水位の連続監視を行う。
【００１９】
ここで通常運転時には、原子炉建屋Ｒ／Ｂの内外を問わず電源が確保されており、補給水系統のポンプやモータあるいは制御系統などは電源により駆動されている。これに対し電源喪失が起こった場合には、これらの系統は長期的に機能しえず、かつ原子炉建屋内の環境は機器の機能維持及び人が作業する上で過酷環境下になっている。本発明では、原子炉建屋Ｒ／Ｂの内部Ｂには電源が確立しておらず環境的に作業員の立ち入りも困難であるが、原子炉建屋Ｒ／Ｂの外部Ａではその後の復旧により小規模の電源などが確保され、従って監視装置１２が機能可能な状態を想定している。
【００２０】
図２は係る前提のもとで機能している監視装置１２の制御フロー図を示している。ここでは、処理ステップＳ１００において外部注水ライン２内の圧力を圧力計３で行う。次に処理ステップＳ１０１において圧力計３の圧力計測値を監視装置１２に伝送する。監視装置１２では、処理ステップＳ１０２において圧力計測値から使用済燃料プール１の水位に換算する。
【００２１】
この場合の水位算出は、以下の原理に従う。まず外部注水ライン出口８の高さ位置にかかる圧力Ｐは、オペレーションフロア（以下オペフロと呼ぶ）内の気圧Ｐ０と使用済燃料プール１の水圧Ｐ１の和Ｐ＝Ｐ０＋Ｐ１となり、外部注水ライン２内にかかる圧力はその圧力Ｐに等しい。
【００２２】
これに対し圧力計３は、外部注水ライン出口８の高さ位置にかかる圧力Ｐを計測している。従ってオペフロ内の気圧Ｐ０が求められれば、水位に関連する水圧Ｐ１が算出できることになる。これらの圧力のうちオペフロ内の気圧Ｐ０は、オペフロ内の温度、湿度計測により算出可能である。また使用済燃料プール１内の水の密度が使用済燃料プール１内の水の温度計測により算出可能である。
【００２３】
このことから、
Ｐ１＝（使用済燃料プール１内の水の総質量）／（使用済燃料プール１の底面積）
＝（使用済燃料プール１水位）×（使用済燃料プール１水密度）
＝Ｐ−Ｐ０
の関係より、圧力計３による圧力Ｐの計測値から使用済燃料プール１水位を算出することで、連続監視を行うことができる。
【００２４】
なお、圧力計３と監視装置１２を原子炉建屋Ｒ／Ｂ外Ａに設置することにより、原子炉建屋Ｒ／Ｂ内Ｂが機器の機能維持及び人が作業する上で過酷な環境に至った場合においても、原子炉建屋Ｒ／Ｂ内Ｂの環境に依らず使用済燃料プール１の水位を監視可能となる。
【実施例２】
【００２５】
以下、実施例２に係る使用済燃料プールの水位監視装置の構成並びに制御フローについて図３、図４を用いて説明する。実施例２は、実施例１と比較すると、水位検知のためにさらに外部注水ライン２に設けた流量計９の情報を加味して水位判断する点が相違する。また実施例１の計測は外部注水ライン２を逆止弁５により水を流さない状態での計測であったが、実施例２の計測では外部注水ライン２により水を流した状態での計測を行う点が相違する。
【００２６】
実施例２の使用済燃料プールの水位監視装置では、外部注水によるポンプ（図示せず）起動時、ポンプ接続部６に逆止弁５を介して外部注水ライン２を接続する。また外部注水ライン２に、圧力計３の他に流量計４を設置し、監視装置１２に圧力計測値と流量計測値が伝送される。
【００２７】
図４に示す監視装置１２の制御フローでは、まず処理ステップＳ１００において外部注水ライン２内の圧力を圧力計３で検出し、処理ステップＳ１０１において圧力計３の圧力計測値を監視装置１２に伝送する。また処理ステップＳ１０３において外部注水ライン２内の流量を流量計４で検出し、処理ステップＳ１０４において流量計４の流量計測値を監視装置１２に伝送する。また監視装置１２では、処理ステップＳ１０５において流量計測値から外部注水ライン２における圧力損失を算出する。そのうえで処理ステップＳ１０６において、圧力計３の計測値に対して、ポンプ起動時の流量計測値から求めた圧力損失の補正を加えることで使用済燃料プール１水位の連続監視を行う。
【００２８】
この場合の水位算出は、以下の原理に従う。まずポンプ起動時、外部注水ライン２内にかかる圧力Ｐは、上記Ｐ０＋Ｐ１に、ポンプの圧力ヘッドに対し発生する圧力損失Ｐ２を加えた圧力Ｐ＝Ｐ０＋Ｐ１＋Ｐ２となる。ここでＰ２は外部注水ライン出口８〜圧力計３までの外部注水ライン２に生じる圧力損失である。圧力損失は、外部注水ライン２を流れる流量に対し一意に決まる値なので、流量計４による流量計測から算出可能となる。実施例１と同様の手順で圧力計３により圧力Ｐを連続計測した後、Ｐ２を補正することで使用済燃料プール１水位を算出し連続監視を行う。使用済燃料プール１水位が要求水位に達した後、ポンプを間欠運転することで使用済燃料プール１水位を維持する。
【実施例３】
【００２９】
以下、実施例３に係る使用済燃料プールの水位監視装置の構成並びに制御フローについて図５、図６を用いて説明する。実施例３を実施例２と比較すると、２点で相違する。実施例２では外部注水ライン２に生じる圧力損失を流量計４から求めたが、実施例３では２つの異なる位置の圧力検出器（３，９）から求めている。また外部注水ライン２内の流体の密度を算出するため、外部注水ライン２に対し温度計１１を設置した点である。
【００３０】
図５に示す監視装置１２の制御フローでは、まず処理ステップＳ１００において外部注水ライン２内の圧力を圧力計３で検出し、処理ステップＳ１０１において圧力計３の圧力計測値を監視装置１２に伝送する。同様にまず処理ステップＳ２００において外部注水ライン２内の圧力を圧力計９で検出し、処理ステップＳ２０１において圧力計９の圧力計測値を監視装置１２に伝送する。処理ステップＳ１１２では、２つの圧力計３、９の差圧を求める。
【００３１】
また他方において、監視装置１２の制御フローでは、処理ステップＳ１１４において外部注水ライン２内の流体温度を温度計１１で検出し、処理ステップＳ１１５において温度計１１の温度計測値を監視装置１２に伝送する。処理ステップＳ１１６において温度計測値から流体の密度を算出する。
【００３２】
上記差圧と密度から、処理ステップＳ１１６において外部注水ライン２内の流量を算出する。処理ステップＳ１１３では流量から圧力損失を算出し、処理ステップＳ１１７では、圧力計３の計測値に対して、ポンプ起動時の圧力損失の補正を加えることで使用済燃料プール１水位の連続監視を行う。
【００３３】
上記の算出の考え方を式で説明する。実施例３の図では、流量計４による流量計の代替案として、圧力計３と、逆止弁５よりも使用済燃料プール１側、かつ原子炉建屋Ｒ／Ｂ外に設置した圧力計９による圧力計測値との差圧計測により行う。流量と差圧の関係は、流量をＱ、流路断面積をＡ、流出係数をＣ、差圧ΔＰ、流体の密度をρとすると、
Ｑ＝ＣＡ√（２ΔＰ／ρ）が成り立つため、差圧ΔＰの計測により流量Ｑが算出可能となる。なお、外部注水ライン２内の流体の密度を算出するため１０８、外部注水ライン２に対し温度計１１を設置する。原子炉建屋Ｒ／Ｂ内の環境に左右されずに運用できるよう、原子炉建屋Ｒ／Ｂ外の外部注水ライン２に設置するものとする。
【実施例４】
【００３４】
以下、実施例４に係る使用済燃料プールの水位監視装置の構成について図７を用いて説明する。実施例４は、実施例１、２、３において、外部注水ライン２の原子炉建屋Ｒ／Ｂ内の可能な限り使用済燃料プール１水面に近い位置と原子炉建屋Ｒ／Ｂ外にそれぞれ隔離弁７と隔離弁１０を設けたものである。
【００３５】
係る工夫により、実施例１、２、３において、万が一外部注水ライン２が破断した場合、使用済燃料プール１水の漏洩を防ぐ事ができる。破断により外部注水ライン２内の水の漏洩量を抑制するために、想定されうる使用済燃料プール水位に可能な限り近い位置に隔離弁７を設けるのが良い。また、破断個所が原子炉建屋外の場合、原子炉建屋内の作業環境が劣悪な場合も各利便操作できるように、原子炉建屋外の可能な限り原子炉建屋に近い位置に隔離弁１０を設けるのが良い。
【符号の説明】
【００３６】
１：使用済燃料プール
２：外部注水ライン
３：圧力計
４：流量計
５：逆止弁
６：ポンプ接続部
７：隔離弁
８：外部注水ライン出口
９：圧力計
１０：隔離弁
１１：温度計
１２：監視装置
Ａ：原子炉建屋外
Ｂ：原子炉建屋内
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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