(57)【要約】【課題】全交流電源喪失時においても、原子炉格納容器ベントを行うことなく、より長期に亘って炉心を冷却できる原子炉炉心冷却システムを提供する。【解決手段】隔離時復水器１３は、隔離時復水器プール１２内の冷却水１４中に配置され、蒸気供給管１５により原子炉圧力容器２に接続された主蒸気配管１０に接続され、凝縮水排出管１７により原子炉圧力容器２に接続される。タービン２０が主蒸気配管１０に接続された蒸気供給管２７に接続され、タービン２０に接続された蒸気排出管２９が圧力抑制プール７内に達している。タービン２０に連結されたポンプ２１は、貯水槽３０から隔離時復水器プール１２に達するプール注水管２２に設けられる。全交流電源喪失時に崩壊熱により原子炉圧力容器２内で発生した蒸気の一部がタービン２０を回転させ、貯水槽３０内の冷却水３１をポンプ２１で昇圧して隔離時復水器プール１２に供給する。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
隔離時復水器プール内の冷却水中に配置される隔離時復水器と、原子炉圧力容器に連絡されて前記隔離時復水器に接続され、前記原子炉圧力容器の隔離時に前記原子炉圧力容器内で発生する蒸気を前記隔離時復水器に導く第１蒸気供給管と、前記原子炉圧力容器に連絡されて前記隔離時復水器に接続され、前記隔離時復水器内で前記蒸気の凝縮により生成される凝縮水を前記原子炉圧力容器に導く凝縮水排出管と、タービンと、前記原子炉圧力容器に連絡されて前記タービンに接続され、前記原子炉圧力容器内で発生する前記蒸気を前記タービンに導く第２蒸気供給管と、前記タービンに接続されて前記タービンから排出される前記蒸気を圧力抑制プールに導く蒸気排出管、前記タービンに連結されたポンプと、前記ポンプと前記隔離時復水器プールに接続され、前記ポンプで昇圧された冷却水を前記隔離時復水器プールに導く冷却水供給管とを備えたことを特徴とする原子炉炉心冷却システム。
【請求項２】
前記隔離時復水器プールに設けられた水位検出装置と、前記第２蒸気供給管に設けられた蒸気止め弁と、前記冷却水供給管に設けられた第１注水制御弁と、前記水位検出装置で得られた前記隔離時復水器プール内の水位に基づいて前記蒸気止め弁及び前記第１注水制御弁のそれぞれを制御する弁制御装置とを備えた請求項１に記載の原子炉炉心冷却システム。
【請求項３】
前記隔離時復水器プールに設けられた第１水位検出装置と、前記原子炉圧力容器に設けられた第１水位検出装置と、前記原子炉圧力容器内の圧力を検出する第１圧力検出装置と、前記第２蒸気供給管に設けられた蒸気止め弁と、前記ポンプの下流で第１の前記冷却水供給管に設けられた第１注水制御弁と、前記ポンプ前記第１注水制御弁の間で前記第１冷却水供給管に接続され、前記原子炉圧力容器に接続された第２冷却水供給管と、前記第２冷却水供給管に設けられた第２注水制御弁と、前記第１水位検出装置で得られた前記隔離時復水器プール内の水位、前記第２水位検出装置で得られた前記原子炉圧力容器内の水位、及び前記第１圧力検出装置で得られた前記原子炉圧力容器内の圧力に基づいて前記蒸気止め弁、前記第１注水制御弁及び前記第２注水制御弁のそれぞれを制御する弁制御装置とを備えた請求項１に記載の原子炉炉心冷却システム。
【請求項４】
前記原子炉圧力容器を取り囲む原子炉格納容器内に設けられた圧力抑制室の、前記圧力抑制室内に形成された前記圧力抑制プールの冷却水の水面上方に形成された空間の圧力を計測する第２圧力検出装置と、前記第１圧力検出装置で得られた圧力と前記第２圧力検出装置で得られた圧力の差に基づいて前記蒸気止め弁を制御する前記弁制御装置とを備えた請求項３に記載の原子炉炉心冷却システム。
【請求項５】
前記第１蒸気供給管に設けられた流量調節弁と、前記第１圧力検出装置で得られた前記原子炉圧力容器内の圧力に基づいて前記流量調節弁の開度を制御する他の弁制御装置とを備えた請求項２ないし４のいずれか１項に記載の原子炉炉心冷却システム。
【請求項６】
前記タービンと前記ポンプを連結する第１クラッチ装置と、発電機と、前記タービンと前記発電機を連結する第２クラッチ装置と、前記発電機に接続されたバッテリー装置とを備えた請求項２ないし５のいずれか１項に記載の原子炉炉心冷却システム。
【請求項７】
複数の燃料集合体を装荷した炉心を内部に有する前記原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を取り囲み、内部に、前記圧力抑制プールを形成した圧力抑制室を有する原子炉格納容器と、請求項１ないし６のいずれか１項に記載の原子炉炉心冷却システムとを備えたことを特徴とする原子力発電プラント。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉炉心冷却システム及び原子力発電プラントに係り、特に、沸騰水型原子力発電プラントに適用するのに好適な原子炉炉心冷却システム及び原子力発電プラントに関する。
【背景技術】
【０００２】
特開平４−３４４４９６号公報に記載された開示されている隔離時復水器は、隔離時復水器プール内のプール水中に浸漬されている。隔離時復水器プール内の、水面上方の内部空間は、蒸気排出配管を通して外部に連通している。隔離時復水器の上端部に位置する蒸気室は、蒸気導入弁を有する蒸気配管を介して、原子炉圧力容器に接続された主蒸気配管に接続されている。隔離時復水器の下端部に位置する水室は戻り弁を有する凝縮水戻り管を介して原子炉圧力容器に接続されている。隔離時復水器の蒸気室と水室とは、複数の伝熱管で連結されている。
【０００３】
主蒸気隔離弁が閉止する等によって原子炉が主復水器から隔離されたとき、上述した隔離時復水器を備えた隔離時冷却系では、蒸気導入弁（通常時は開）が開いているため、戻り弁（通常時は閉）を開くことで、原子炉圧力容器内の蒸気を、蒸気配管を通して隔離時復水器に導く。隔離時復水器内に流入した蒸気は、各伝熱管内を流れている間に隔離時復水器プール内の冷却水によって冷却されて凝縮水となる。この凝縮水は凝縮水戻り管を通って原子炉圧力容器内に戻される。このように、隔離時復水器を使用すれば、原子力発電プラントの全交流電源喪失時においても、主復水器の代わりに原子炉圧力容器内で崩壊熱により発生した蒸気を水に戻して、原子炉圧力容器内に供給することができ、原子炉圧力容器内の冷却水のインベントリを維持することができる。
【０００４】
また、特開昭６２−６７４９５号公報は原子炉圧力容器に冷却水を供給する原子炉隔離時冷却系を記載している。この原子炉隔離時冷却系は、タービン、及びこのタービンに連結されたポンプを備えている。原子炉隔離時冷却系のタービンは、原子炉圧力容器に接続されて原子炉格納容器内に設置される圧力抑制プールに開口する蒸気配管に設置されている。タービンに連結されたポンプが設置される注水配管は、上流側が復水貯蔵タンクまたは圧力抑制プール等の水源に、下流側が原子炉圧力容器に接続された給水配管に接続される。
【０００５】
蒸気配管に設けられたタービン止め弁を開くことにより、原子炉圧力容器内の蒸気が、タービンに供給されてタービンを回転させ、圧力抑制プールに排出される。タービンに連結されたポンプが回転されるので、注水配管に設けられた注入弁を開くと、水源の冷却水を注水配管及び給水配管を通して原子炉圧力容器に注水することができる。このように、原子炉隔離時冷却系を使用すれば、原子力発電プラントの全交流電源喪失時においても、原子炉圧力容器内で発生したエネルギー（蒸気）を利用して原子炉圧力容器内に冷却水を供給することが可能となり、原子炉圧力容器内の冷却水のインベントリを維持することができる。
【０００６】
このように、隔離時復水器及び原子炉隔離時冷却系は類似の機能を有する安全系である。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００７】
【特許文献１】特開平４−３４４４９６号公報
【特許文献２】特開昭６２−６７４９５号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００８】
特開平４−３４４４９６号公報に記載された隔離時復水器では、原子炉圧力容器内で発生した蒸気を水に戻すことで原子炉圧力容器内の冷却材インベントリを維持できるので、炉心を安定して冷却し続けることができる。
【０００９】
しかしながら、炉心で発生する崩壊熱により生じる蒸気を隔離時復水器に導いて隔離時復水器プール内の冷却水で冷却するため、隔離時復水器プール内の冷却水が長期に亘って沸騰すると、隔離時復水器プール内の水位が低下する。これは、隔離時復水器プール内の冷却水の沸騰によって発生した蒸気が、蒸気排出配管から外部環境に放出されるためである。隔離時復水器プール内の水位の低下によって、隔離時復水器の一部がその冷却水の水面上方に露出した場合には、隔離時復水器の、水面上方に露出した部分で上記の冷却水による冷却ができなくなり、隔離時復水器の除熱性能が低下する。
【００１０】
原子力発電プラントの全交流電源喪失時には、電源を用いた隔離時復水器プールへの注水ができないので、隔離時復水器プール内の水位が低下し続けると、原子炉圧力容器内の冷却材インベントリを維持できなくなる虞がある。
【００１１】
一方で、原子炉建屋の上部領域に設置する隔離時復水器プールの容量は、耐震性の観点からは小さい方が望ましい。
【００１２】
特開昭６２−６７４９５号公報に記載された原子炉隔離時冷却系では、原子炉圧力容器内で発生した蒸気によるタービンの回転によりポンプを回転させて水源から原子炉圧力容器に冷却水を注水することで、原子炉圧力容器内の冷却水のインベントリを維持できるので、炉心を安定して冷却し続けることができる。
【００１３】
しかしながら、原子炉隔離時冷却系は、ポンプを駆動するタービンから排出された蒸気を原子炉格納容器内の圧力抑制プールに排出して凝縮するため、原子炉圧力容器への冷却水の注水は可能であるが、圧力抑制プール内の冷却水からの除熱ができない。このため、原子炉隔離時冷却系を使用し続けた場合には、原子炉格納容器内の圧力抑制プールの冷却水に熱エネルギーが蓄積される。原子力発電プラントの全交流電源喪失時には、残留熱除去系による圧力抑制プール内の冷却水の除熱ができないため、この冷却水の蒸発により原子炉格納容器内の圧力が上昇する虞がある。原子炉格納容器圧力を下げるには、原子炉格納容器からエネルギーを放出する必要があり、原子炉格納容器内のガスを意図的に外部に放出するベント作業等を行わなければならない可能性がある。原子炉格納容器内のガスの放出の際には、一旦水中をくぐらせてからガスを外部に放出する等の対策を採ることで放射性物質の環境への放出量を十分に低く抑えることが可能であるが、風評被害等に対する懸念から原子炉格納容器のベント作業を行わなくて済むのであればその方が望ましい。
【００１４】
本発明の目的は、全交流電源喪失時においても、原子炉格納容器ベントを行うことなく、より長期に亘って炉心を冷却することができる原子炉炉心冷却システム及び原子力発電プラント設備を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１５】
上記した目的を達成する本発明の特徴は、隔離時復水器プール内の冷却水中に配置される隔離時復水器と、原子炉圧力容器に連絡されて隔離時復水器に接続され、原子炉圧力容器の隔離時に原子炉圧力容器内で発生する蒸気を隔離時復水器に導く第１蒸気供給管と、原子炉圧力容器に連絡されて隔離時復水器に接続され、隔離時復水器内で蒸気の凝縮により生成される凝縮水を原子炉圧力容器に導く凝縮水排出管と、タービンと、原子炉圧力容器に連絡されてタービンに接続され、原子炉圧力容器内で発生する蒸気をタービンに導く第２蒸気供給管と、タービンに接続されてタービンから排出される蒸気を圧力抑制プールに導く蒸気排出管、タービンに連結されたポンプと、ポンプと隔離時復水器プールに接続され、そのポンプで昇圧された冷却水を隔離時復水器プールに導く冷却水供給管とを備えたことにある。
【００１６】
全交流電源喪失時における原子炉の停止時において、原子炉圧力容器内で崩壊熱により発生した蒸気を、隔離時復水器プール内の冷却水を用いて隔離時復水器内で凝縮させ、この凝縮により生成された凝縮水が隔離時復水器から原子炉圧力容器に戻される。原子炉圧力容器に戻された凝縮水は、炉心の冷却に用いられる。また、原子炉圧力容器内で崩壊熱により発生した蒸気の一部が、タービンに供給されてタービンを回転させ、タービンに連結したポンプを回転させる。回転しているポンプによって冷却水が昇圧されて隔離時復水器プールに供給される。原子炉圧力容器内で崩壊熱により発生した蒸気の一部でタービンを回転させてポンプを回転させ、このポンプにより冷却水を隔離時復水器プール内に供給することができるので、隔離時復水器プール内の冷却水の液面を隔離時復水器よりも上方に維持することができ、隔離時復水器による蒸気の凝縮をより長期間にわたって行うことができる。このため、蒸気の凝縮により隔離時復水器内で生成された凝縮水を原子炉圧力容器内に供給することができ、全交流電源喪失時においても、より長期に亘って炉心を冷却することができる。また、隔離時復水器内で生成された凝縮水を原子炉圧力容器内に供給することにより、原子炉格納容器内の圧力抑制プールで凝縮される蒸気の量が減少し、圧力抑制プール内の冷却水温度の上昇が抑制され、原子炉格納容器内の圧力上昇も抑制される。これにより、原子炉格納容器内のガスを外部環境に放出するベント作業が不要になる。
【発明の効果】
【００１７】
本発明によれば、全交流電源喪失時においても、原子炉格納容器ベントを行うことなく、より長期に亘って炉心を冷却することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１８】
【図１】本発明の好適な一実施例である実施例１の原子炉炉心冷却システムの構成図である。
【図２】本発明の他の実施例である実施例２の原子炉炉心冷却システムの構成図である。
【図３】図２に示す水位制御装置で実施される弁切り替えの処理手順を示す説明図である。
【図４】本発明の他の実施例である実施例３の原子炉炉心冷却システムの構成図である。
【図５】図４に示す水位制御装置で実施される弁切り替えの処理手順を示す説明図である。
【図６】本発明の他の実施例である実施例４の原子炉炉心冷却システムの構成図である。
【図７】図６に示す弁制御装置で実施される弁切り替えの処理手順を示す説明図である。
【図８】本発明の他の実施例である実施例５の原子炉炉心冷却システムの構成図である。
【図９】図８に示す隔離時復水器流量調整装置で実施される制御の処理手順を示す説明図である。
【図１０】本発明の他の実施例である実施例６の原子炉炉心冷却システムの構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００１９】
本発明の実施例を以下に説明する。
【実施例１】
【００２０】
本発明の好適な一実施例である実施例１の原子炉炉心冷却システムを、図１を用いて説明する。本実施例の原子炉炉心冷却システム１１は沸騰水型原子力発電プラントに適用される。
【００２１】
まず、本実施例の原子炉炉心冷却システム１１が適用された沸騰水型原子力発電プラント１を、図１を用いて説明する。沸騰水型原子力発電プラント１は、原子炉圧力容器２、炉心３、原子炉格納容器４及び原子炉炉心冷却システム１１を有する。
【００２２】
複数の燃料集合体（図示せず）が装荷された炉心３が原子炉圧力容器２内に配置される。水位計測用の差圧計３２が原子炉圧力容器２に設けられ、主蒸気配管１０が原子炉圧力容器２に接続される。原子炉格納容器４は、原子炉圧力容器２を取り囲み、内部に、互いに分離されたドライウェル５及び圧力抑制室６を形成している。原子炉圧力容器２は、ドライウェル５内に配置される。圧力抑制室２内には、冷却水が充填され、水面９が形成される。冷却水を充填した圧力抑制プール７が圧力抑制室６内に設けられる。ベント管８が圧力抑制室６内に配置され、ベント管８の一端部がドライウェル５に開放され、ベント管５の他端部が圧力抑制プール７の冷却水中に開口している。
【００２３】
原子炉炉心冷却システム１１は、隔離時復水器プール１２、隔離時復水器１３、蒸気供給管１５，２７、凝縮水排出管１７，蒸気排出管２９、タービン２０及びポンプ２１を有する。
【００２４】
隔離時復水器プール１２には冷却水１４が充填されており、隔離時復水器１３が隔離時復水器プール１２内に設置されて隔離時復水器プール１２内の冷却水１４に浸漬されている。隔離時復水器１３は、蒸気室１３ａ、水室１３ｂ及び複数の伝熱管１３ｃを有し、各伝熱管１３ｃの上端部が蒸気室１３ａに接続され、さらに、各伝熱管１３ｃの下端部が水室１３ｂに接続される。隔離弁１６を設けた蒸気供給管１５が、原子炉格納容器４内で主蒸気配管１０に接続され、さらに、蒸気室１３ａに接続される。制御弁１８を設けた凝縮水排出管１７の一端が水室１３ｂに接続され、凝縮水排出管１７の他端が原子炉圧力容器２に接続される。凝縮水排出管１７と原子炉圧力容器２との接続位置は蒸気供給管１５の主蒸気配管１０との接続位置よりも下方に配置される。隔離時復水器１３は、原子炉圧力容器２内に形成される水面９よりも上方に配置され、好ましくは、原子炉圧力容器２よりも上方に配置されることが望ましい。隔離時復水器プール１２も、原子炉圧力容器２よりも上方に配置されることが望ましい。隔離時復水器プール水１２内の冷却水１４の水位を計測するために、圧力計１９が隔離時復水器プール１２の底部に設置される。
【００２５】
沸騰水型原子力発電プラント１の通常運転時では、隔離弁１６が常時開いた状態で、制御弁１８が常時閉じた状態で管理されている。
【００２６】
タービン２０が、主蒸気配管１０に接続された蒸気供給管２７に接続され、蒸気加減弁（流量調節弁）２８及び蒸気止め弁３３が蒸気供給管２７に設けられる。主蒸気配管１０と蒸気供給管２７の接続位置は原子炉格納容器４内に配置される。タービン２０に接続された蒸気排出管２９は原子炉格納容器４を貫通して圧力抑制室内に達し、蒸気排出管２９の端部が圧力抑制プール７の冷却水中に配置される。一端部が水源である貯水槽３０内の冷却水中に配置されたプール注水管２２が隔離時復水器プール１２に接続される。タービン２０に連結されたポンプ２１がプール注水管２２に設けられ、さらに、注水制御弁２３及び逆止弁２４がポンプ２１の下流でプール注水管２２に設けられる。注水制御弁２６を設けた冷却水注水管２５の一端部がポンプ２１の下流でプール注水管２２に接続され、冷却水注水管２５の他端部が原子炉圧力容器２に接続される。
【００２７】
沸騰水型原子力発電プラント１において、万が一、所内電源、外部電源及び非常用電源等の全交流電源が喪失することを想定する。この全交流電源喪失事故が発生した場合における原子炉炉心冷却システム１１の動作について説明する。全交流電源喪失事故が発生すると、全制御棒が炉心に挿入されて原子炉がスクラムされ、かつ主蒸気隔離弁が閉止されて原子炉圧力容器２が主復水器から隔離される。
【００２８】
原子炉圧力容器２が隔離されると、原子炉圧力容器２内の炉心３に装荷されている燃料集合体に含まれている核燃料物質で発生する崩壊熱を除去するために、通常時は閉じている制御弁１８がバッテリー（図示せず）から供給される電力で開けられる。制御弁１８だけでなく原子炉炉心冷却システム１１に設けられた他の弁の開閉も、バッテリーから供給される電力を用いて行われる。原子炉圧力容器２内の冷却水はその崩壊熱によって加熱され、一部が蒸気になる。この蒸気は、主蒸気配管１０及び蒸気供給管１５を通って隔離時復水器１３の水室１３ｂに流入し、各伝熱管１３ｃに導かれる。伝熱管１３ｃ内の蒸気は、隔離時復水器プール１２内の冷却水１４によって冷却されて凝縮され、水になる。伝熱管１３ｃ内で蒸気の凝縮により生成された凝縮水は、隔離時復水器１３の水室１３ｂに集められ、さらに、凝縮水排出管１７を通って原子炉圧力容器２内に流入する。隔離時復水器１３から原子炉圧力容器２内への凝縮水の供給は、隔離時復水器１３内で凝縮水により形成される水面と原子炉圧力容器２内の液面９の水頭差を駆動力として行われる。このような、隔離時復水器１３から原子炉圧力容器２に凝縮水を供給する駆動力は、原子炉炉心冷却システム１１において自然に発生する力であり、原子炉圧力容器２から隔離時復水器１３への蒸気の供給及び隔離時復水器１３から原子炉圧力容器２内への凝縮水の供給に蒸気供給管１５または凝縮水排出管１７にポンプ等の流体を昇圧する動的機器を設ける必要がないため、原子炉炉心冷却システム１１では、全交流電源喪失時においても、隔離時復水器１３が崩壊熱により発生する蒸気を冷却することができ、さらに、この冷却により生成された凝縮水を原子炉圧力容器２に戻すことができる。
【００２９】
このように、隔離時復水器１３を有する原子炉炉心冷却システム１１を設けることによって、全交流電源喪失による原子炉圧力容器２の隔離時において、崩壊熱によって炉心３で発生した蒸気を、凝縮させ、凝縮水として原子炉圧力容器２に供給するため、原子炉圧力容器２内で炉心３を冠水状態に保つことができる。
【００３０】
崩壊熱により炉心３で発生した蒸気を隔離時復水器１３の伝熱管１３ｃ内で凝縮させることにより、蒸気が保有していた熱エネルギーは、隔離時復水器プール１２内の冷却水１４に伝えられ、冷却水１４が加熱される。この加熱により冷却水の温度が上昇し、冷却水１４が沸騰する。冷却水１４の沸騰により生成された蒸気は、隔離時復水器プール１２から外部環境に放出されるため、前述したように、隔離時復水器プール１２内の冷却水１４の水面が低下する。この冷却水１４の水位は、圧力計（第１水位検出装置）１９で計測された、隔離時復水器プール１２内の冷却水１４の圧力に基づいて求められる。圧力計１９で計測する圧力は、隔離時復水器プール１２内の冷却水１４の水頭によって生じるものである。
【００３１】
圧力計１９で計測された圧力の計測値は、中央制御室（図示せず）の表示装置に表示される。圧力計１９による圧力の計測及び表示装置への圧力計測値の表示のために、バッテリーの電力が使用される。その圧力計測値に基づいて求めた、隔離時復水器プール１２内の冷却水１４の水位が、冷却水１４の沸騰により設定水位よりも低下したとき、中央制御室にいる運転員は、中央制御室内の操作盤からの操作により注水制御弁２３、蒸気加減弁２８及び蒸気止め弁３３を開く。蒸気加減弁２８及び蒸気止め弁３３が開くことによって、崩壊熱により原子炉圧力容器２内で発生した蒸気の一部が、主蒸気配管１０及び蒸気供給管２７を通ってタービン２０に供給される。タービン２０がこの蒸気によって回転され、タービン２０に連結されたポンプ２１も回転される。タービン２０を回転させてタービン２０から排出された蒸気は、蒸気排出管２９を通って圧力抑制プール７の冷却水中に放出され、この冷却水によって凝縮される。
【００３２】
貯水槽３０内の冷却水３１は、ポンプ２１の回転によって汲み上げられて昇圧され、プール注水管２２を通して隔離時復水器プール１２に供給される。隔離時復水器プール１２への冷却水３１の供給量の調節は、蒸気加減弁２８の開度を上記の操作盤より制御することにより行うことができる。これにより、復水器プール１２内の冷却水１４の水位を設定水位範囲内に保持することができ、さらに、隔離時復水器プール１２から冷却水１４がオーバーフローすることを防止できる。注水制御弁２３、蒸気加減弁２８及び蒸気止め弁３３の開操作及び蒸気加減弁２８の開度制御には、バッテリーから供給される電力が用いられる。
【００３３】
差圧計（第２水位検出装置）３２で計測された差圧に基づいて求められた、原子炉圧力容器２内の冷却水の水位が、原子炉圧力容器内の最小水位設定値よりも低くなったときには、操作員による制御盤の操作により注水制御弁２６が開けられて注水制御弁２３が閉じられる。このため、蒸気止め弁３３が開いている状態で、ポンプ２１から吐出された冷却水３１は、冷却水注水管２５を通って原子炉圧力容器２に供給される。冷却水注水管２５による冷却水３１の供給により、原子炉圧力容器２内の水位が回復される。原子炉圧力容器２内の冷却水の水位が、原子炉圧力容器内の最大水位設定値よりも高くなったときには、注水制御弁２３及び蒸気止め弁３３が閉じられて原子炉圧力容器２への冷却水３１の供給が停止される。
【００３４】
また、プール注水管２２に逆止弁２４を設けているので、万が一、プール注水管２２が破損したとしても、隔離時復水器プール１２内の冷却水１４のプール注水管２２への逆流による流出を防止することができる。
【００３５】
本実施例によれば、沸騰水型原子力発電プラント１の全交流電源の喪失が発生しても、原子炉圧力容器２内で崩壊熱により発生した蒸気をタービン２０に供給してポンプ２１を回転させ、貯水槽３０内の冷却水３１をプール注水管２２により隔離時復水器プール１２に供給することができる。このため、崩壊熱により発生した蒸気の隔離時復水器１３内での凝縮に伴う隔離時復水器プール６内の冷却水１４の蒸発により、隔離時復水器プール６内の冷却水１４が低下しても、プール注水管２２による冷却水３１の隔離時復水器プール１２への供給により、隔離時復水器プール１２内の冷却水１４の水位を設定水位に保持することができる。このため、隔離時復水器プール１２内で隔離時復水器１３が冷却水１４の水面上方に露出しないので、原子炉圧力容器２内で崩壊熱により発生した蒸気を隔離時復水器１３により長期に亘って凝縮させることができ、この凝縮によって生成された凝縮水を、原子炉圧力容器２内に継続して供給することができる。沸騰水型原子力発電プラント１の全交流電源の喪失が発生しても、継続した凝縮水の原子炉圧力容器２への供給により、炉心３の冠水状態をより長期にわたって保持することができ、炉心３をより長期にわたって安定に冷却することができる。
【００３６】
本実施例では、原子炉圧力容器２内で崩壊熱により発生した蒸気を隔離時復水器プール１２内で隔離時復水器１３により凝縮してその崩壊熱を隔離時復水器プール１２内の冷却水に伝えられるので、全交流電源の喪失が発生しても、原子炉格納容器２内の圧力抑制プール７の冷却水に伝えられる崩壊熱の熱エネルギーが減少する。タービン２０を駆動した蒸気が圧力抑制プール７内の冷却水中に放出されるが、この蒸気は崩壊熱により原子炉圧力容器２内で発生する蒸気の一部である。このように、圧力抑制プール７の冷却水に伝えられる崩壊熱の熱エネルギーが減少するため、圧力抑制プール７の冷却水の温度上昇が抑制され、圧力抑制プール７内で発生する蒸気の量が減少し、原子炉格納容器内の圧力上昇が抑制される。したがって、全交流電源の喪失が発生しても、原子炉格納容器内のガスを外部環境に放出するベント作業が不要になる。
【００３７】
また、本発実施例の原子炉炉心冷却システム１によれば、前述したように蒸気で駆動するタービン２０によりポンプ２１を駆動して貯水槽３０内の冷却水１４を隔離時復水器プール１２に継続して注水することが可能になるため、隔離時復水器プール１２の容積を小さくすることができ、沸騰水型原子力発電プラント１の耐震性が向上する。
【００３８】
本実施例の原子炉炉心冷却システム１１によれば、原子炉圧力容器２内の冷却材の水面９よりも上方に設置する隔離時復水器プール１２よりも下方に、貯水槽３０を設置するため、貯水槽３０へのアクセス性が良好である。このため、消防車等による貯水槽３０内への冷却水の追加供給が比較的容易である。貯水槽３０に冷却水を追加供給し続けることによって、貯水槽３０内の冷却水３１が枯渇する危険性がなくなり、原子炉圧力容器２内の炉心３の冷却を長期に亘って安定して行うことができる。
【００３９】
原子炉炉心冷却システム１１では、隔離時復水器プール１２に設置した隔離時復水器１３の伝熱管１３ｃが縦方向に配置された構成を有しているが、隔離時復水器１３を、伝熱管１３ｃが水平方向に配置された隔離時復水器にしてもよい。
【実施例２】
【００４０】
本発明の他の実施例である実施例２の原子炉炉心冷却システムを、図２及び図３を用いて説明する。本実施例の原子炉炉心冷却システム１１Ａが適用される原子力プラントは沸騰水型原子力発電プラント１Ａである。
【００４１】
沸騰水型原子力発電プラント１Ａは、実施例１における沸騰水型原子力発電プラント１において原子炉炉心冷却システム１１を原子炉炉心冷却システム１１Ａに換えた構成を有する。沸騰水型原子力発電プラント１Ａの他の構成は沸騰水型原子力発電プラント１と同じである。また、本実施例における原子炉炉心冷却システム１１Ａは、実施例１の原子炉炉心冷却システム１１に水位制御装置（弁制御装置）３４を追加した構成を有する。原子炉炉心冷却システム１１Ａの他の構成は原子炉炉心冷却システム１１と同じである。
【００４２】
圧力計１９が水位制御装置３４に接続されている。水位制御装置３４は、圧力計１９で計測された圧力計測値に基づいて得られた、隔離時復水器プール１２内の冷却水１４の水位に基づいて注水制御弁２３及び蒸気止め弁３３を制御する。
【００４３】
実施例１の原子炉炉心冷却システム１１では圧力計１９の圧力計測値に基づいて操作員が手動で注水制御弁２３及び蒸気止め弁３３の制御を行っているが、本実施例の原子炉炉心冷却システム１１Ａでは、水位制御装置３４が自動で注水制御弁２３及び蒸気止め弁３３の制御を行う。
沸騰水型原子力発電プラント１Ａにおいて全交流電源の喪失が発生した場合、原子炉がスクラムされ、かつ主蒸気隔離弁が閉止されて原子炉圧力容器２が主復水器から隔離される。原子炉炉心冷却システム１１Ａでは、原子炉炉心冷却システム１１と同様に、崩壊熱によって原子炉圧力容器２内で発生した蒸気が隔離時復水器１３で凝縮され、隔離時復水器１３内で生成された凝縮水が原子炉圧力容器２に供給される。また、その蒸気の一部でタービン２０が駆動され、貯水槽３０内の冷却水３１が、タービン２０で回転されるポンプ２１によって昇圧されて、隔離時復水器１３が設置された隔離時復水器プール１２に供給される。
【００４４】
全交流電源喪失時に行われる、本実施例で用いられる水位制御装置３４による注水制御弁２３及び蒸気止め弁３３の制御を、図３を用いて説明する。全交流電源喪失時には、バッテリーから水位制御装置３４に電力が供給されて水位制御装置３４が動作する。水位制御装置３４には、隔離時復水器プール１２の底部に設置した圧力計１９で計測した圧力計測値を入力する。
【００４５】
最初に、隔離時復水器プール１２の水位を求める（ステップ３５）。圧力計１９で計測した圧力計測値に基づいて、隔離時復水器プール１２内の冷却水１４の水位を演算する。水位の演算には、隔離時復水器プール１２内の冷却水１４の密度が必要となる。隔離時復水器プール１２内は大気圧環境であり、大気圧環境下における水の密度は２０℃から飽和水の範囲において５％程度しか密度が変化しないので、冷却水１４の密度が１０００ｋｇ／ｍ３であるとして、隔離時復水器プール１２内の冷却水１４の水位を計算する。
【００４６】
まず、隔離時復水器プール１２内の水位が最小水位設定値より小さいかが判定される（ステップ３６）。算出された冷却水１４の水位が最小水位設定値より小さいと判定されたとき、すなわち、ステップ３６の判定がＹｅｓであるとき、注水制御弁２３及び蒸気止め弁３３が開けられる。注水制御弁２３及び蒸気止め弁３３が開いたとき、崩壊熱によって原子炉圧力容器２内で発生した蒸気の一部がタービン２０を回転させてポンプ２１を回転させ、貯水槽３０内の冷却水３１がポンプ２１によって昇圧されてプール注水管２２を通って隔離時復水器プール１２に供給される。これにより、隔離時復水器プール１２内の冷却水１４の水位が回復される。
【００４７】
次に、算出された水位が最大水位設定値よりも大きいかが判定される（ステップ３７）。ステップ３６において、算出された冷却水１４の水位が最小水位設定値よりも大きいと判定されたとき、すなわち、ステップ３６の判定がＮｏであるとき、算出された冷却水１４の水位が最大水位設定値よりも大きいかが判定される。冷却水１４の水位が最大水位設定値よりも大きいとき、すなわち、ステップ３６の判定がＹｅｓであるとき、蒸気止め弁３３が閉じられる。これにより、タービン２０への蒸気の供給が停止され、ポンプ２１の回転が停止される。このため、隔離時復水器プール１２への冷却水の供給が停止される。
【００４８】
ステップ３７の判定がＮｏであるとき、すなわち、算出された水位が最大水位設定値と等しいかもしくは小さいときは、注水制御弁２３及び蒸気止め弁３３のそれぞれは現状の状態を保持する。
【００４９】
水位制御装置３４は、ステップ３５の処理を実行する水位演算装置、ステップ３６の判定を行う第１判定装置、及びステップ３７の判定を行う第２判定装置を有している。
【００５０】
なお、ステップ３６の処理とステップ３７の処理の実行順序を逆にしてもよい
本実施例は実施例１で生じた各効果を得ることができる。本実施例では、水位制御装置３４により注水制御弁２３及び蒸気止め弁３３の制御を行って隔離時復水器プール１２内の冷却水１４の水位を制御するため、運転員の負担を軽減することができる。
【実施例３】
【００５１】
本発明の他の実施例である実施例３の原子炉炉心冷却システムを、図４及び図５を用いて説明する。本実施例の原子炉炉心冷却システム１１Ｂが適用される原子力プラントは沸騰水型原子力発電プラント１Ｂである。
【００５２】
沸騰水型原子力発電プラント１Ｂは、実施例１における沸騰水型原子力発電プラント１において原子炉炉心冷却システム１１を原子炉炉心冷却システム１１Ｂに換えた構成を有する。沸騰水型原子力発電プラント１Ｂの他の構成は沸騰水型原子力発電プラント１と同じである。また、本実施例における原子炉炉心冷却システム１１Ｂは、実施例１の原子炉炉心冷却システム１１に水位制御装置（弁制御装置）３７及び圧力計３８（第１圧力検出装置）を追加した構成を有する。原子炉炉心冷却システム１１Ｂの他の構成は原子炉炉心冷却システム１１と同じである。
【００５３】
圧力計１９，３８及び差圧計３２が水位制御装置３７に接続される。本実施例の原子炉炉心冷却システム１１Ｂでは、水位制御装置３７が自動で注水制御弁２３、蒸気止め弁３３及び注水制御弁２６の制御を行う。
【００５４】
沸騰水型原子力発電プラント１Ｂにおいて全交流電源の喪失が発生した場合、原子炉がスクラムされ、かつ主蒸気隔離弁が閉止されて原子炉圧力容器２が主復水器から隔離される。原子炉炉心冷却システム１１Ｂでは、原子炉炉心冷却システム１１と同様に、崩壊熱によって原子炉圧力容器２内で発生した蒸気が隔離時復水器１３で凝縮され、隔離時復水器１３内で生成された凝縮水が原子炉圧力容器２に供給される。また、その蒸気の一部でタービン２０が駆動され、貯水槽３０内の冷却水３１が、タービン２０で回転されるポンプ２１によって昇圧されて、隔離時復水器１３が設置された隔離時復水器プール１２に供給される。
【００５５】
全交流電源喪失時に行われる、本実施例で用いられる水位制御装置３７による注水制御弁２３、蒸気止め弁３３及び注水制御弁２６の制御を、図５を用いて説明する。全交流電源喪失時には、バッテリーから電力が供給されて水位制御装置３７が動作する。水位制御装置３７は、隔離時復水器プール１２の底部に設置した圧力計１９で計測された圧力計測値、原子炉圧力容器２の頂部に設置された圧力計３８で計測された、原子炉圧力容器２内のドームの圧力計測値、及び差圧計３２で計測された、原子炉圧力容器２内の水面９上方のドームの圧力と原子炉圧力容器２内の水面９より下方の圧力の差圧の計測値をそれぞれ入力する。原子炉圧力容器２内のドームは、原子炉圧力容器２内において冷却水の水面９よりも上方に形成された空間である。
【００５６】
原子炉圧力容器２内の冷却水の飽和水密度を求める（ステップ３９）。炉心３で発生する崩壊熱によって常に加熱されている原子炉圧力容器２内の冷却水は飽和状態にあるため、差圧計３２で計測された差圧に基づいて原子炉圧力容器２内の水位を求めるためには、原子炉圧力容器２内の冷却水の飽和水密度及び原子炉圧力容器２内の蒸気の飽和蒸気密度が必要となる。飽和水密度及び飽和蒸気密度は圧力に大きく依存し、原子炉圧力容器２内の圧力は約１０〜８０気圧と大きく変化する可能性があるため、水位を求める前に飽和水密度及び飽和蒸気密度を求める必要がある。ステップ３９では、圧力計３８による圧力計測値を用いて原子炉圧力容器２内の冷却水の飽和水密度を求める。
【００５７】
原子炉圧力容器２内の蒸気の飽和蒸気密度を求める（ステップ４０）。圧力計３８による圧力計測値を用いて原子炉圧力容器２内の蒸気の飽和蒸気密度を求める。
【００５８】
原子炉圧力容器２内の水位を求める（ステップ４１）。差圧計３２で計測された差圧、ステップ３９で求めた飽和水密度及びステップ４０で求めた飽和蒸気密度を用いて、原子炉圧力容器２内の水位を算出する。
【００５９】
原子炉圧力容器２内の水位が原子炉圧力容器内の最小水位設定値より小さいかが判定される（ステップ４２）。算出された原子炉圧力容器２内の冷却水の水位が原子炉圧力容器内の最小水位設定値より小さいと判定されたとき、すなわち、ステップ３６の判定がＹｅｓであるとき、注水制御弁２６及び蒸気止め弁３３が開けられ、注水制御弁２３が閉じられる。注水制御弁２３が既に閉じられた状態であるときには、その状態が保持される。注水制御弁２６及び蒸気止め弁３３が開いたとき、崩壊熱によって原子炉圧力容器２内で発生した蒸気の一部がタービン２０を回転させてポンプ２１を回転させ、貯水槽３０内の冷却水３１がポンプ２１によって昇圧されて冷却水注水管２５を通して原子炉圧力容器２に供給される。これにより、原子炉圧力容器２内の冷却水の水位が回復される。
【００６０】
ステップ３５において、隔離時復水器プール１２の水位が実施例２と同様に求められる。算出された原子炉圧力容器２内の冷却水の水位が原子炉圧力容器内の最小水位設定値より大きいと判定されたとき、すなわち、ステップ４２の判定がＮｏであるとき、実施例２で実施されるステップ３６の判定が行われる。ステップ３６の判定がＹｅｓであるとき、注水制御弁２３及び蒸気止め弁３３が開けられ、注水制御弁２６が閉じられる。注水制御弁２３及び蒸気止め弁３３が開いたとき、崩壊熱によって原子炉圧力容器２内で発生した蒸気の一部がタービン２０を回転させてポンプ２１を回転させ、貯水槽３０内の冷却水３１がポンプ２１によって昇圧されてプール注水管２２を通って隔離時復水器プール１２に供給される。これにより、隔離時復水器プール１２内の冷却水１４の水位が回復される。
【００６１】
ステップ３６の判定がＮｏであるとき、すなわち、原子炉圧力容器２内の冷却水の水位及び隔離時復水器プール１２内の冷却水１４の水位がどちらもが最小水位設定値以上になっている場合は、オーバーフローを防止する目的から、水位制御装置３７において以下の処理が実行される。
【００６２】
原子炉圧力容器２内の水位が原子炉圧力容器内の最大水位設定値より大きいかが判定される（ステップ４４）。ステップ４１で算出された原子炉圧力容器２内の冷却水の水位が原子炉圧力容器内の最大水位設定値より大きいと判定されたとき、すなわち、ステップ４４の判定がＹｅｓであるとき、注水制御弁２６が開いているかが判定される（ステップ４５）。ステップ４５において注水制御弁２６が開いていると判定されたとき、すなわち、ステップ４５の判定がＹｅｓであるとき、注水制御弁２６及び蒸気止め弁３３が閉じられる。タービン２０への蒸気の供給が停止されるため、ポンプ２１も停止され、冷却水注水管２５による原子炉圧力容器２への冷却水３１の供給が停止される。これにより、原子炉圧力容器２内の冷却水のオーバーフローを防止することができる。
【００６３】
ステップ４１で算出された原子炉圧力容器２内の冷却水の水位が原子炉圧力容器内最大水位設定値であってステップ４４の判定がＮｏであるとき、または、ステップ４５の判定がＮｏである（注水制御弁２６が閉じている）とき、実施例２と同様に、ステップ３７の判定が行われる。ステップ３７の判定がＹｅｓであるとき、注水制御弁２３が開いているかが判定される（ステップ４７）。ステップ４７の判定がＹｅｓであるとき、注水制御弁２３及び蒸気止め弁３３が閉じられる。タービン２０への蒸気の供給が停止されるため、ポンプ２１も停止され、冷却水注水管２５による隔離時復水器プール１２への冷却水３１の供給が停止される。これにより、隔離時復水器プール１２内の冷却水１４のオーバーフローを防止することができる。
【００６４】
ステップ３７の判定がＮｏであるとき、または、ステップ４７の判定がＮｏであるとき、注水制御弁２３，２６及び蒸気止め弁３３のそれぞれは現状の状態を保持する。
【００６５】
水位制御装置３４は、ステップ３５の処理を実行する第１水位演算装置、ステップ３６の判定を行う第１判定装置、ステップ３７の判定を行う第２判定装置、ステップ３９の処理を行う飽和水密度演算装置、ステップ４０の処理を行う飽和蒸気密度演算装置、ステップ４１の処理を行う第２水位演算装置、ステップ４２の処理を行う第３判定装置、ステップ４４の処理を行う第４判定装置、ステップ４５の処理を行う第５判定装置及びステップ４７の処理を行う第６判定装置を有している。
【００６６】
本実施例は実施例１で生じる各効果を得ることができる。本実施例によれば、水位制御装置３７により注水制御弁２３，２６及び蒸気止め弁３３の制御を行って隔離時復水器プール１２及び原子炉圧力容器２内のそれぞれの冷却水１４の水位を自動的に制御するため、運転員の負担を軽減することができる。
【００６７】
また、原子炉圧力容器２からドライウェル５に蒸気もしくは冷却水が流出することで原子炉圧力容器２内の水位の低下速度が大きい状況（例えば、原子炉圧力容器２に接続された配管（例えば、原子炉格納容器４内での主蒸気配管１０）が破断して原子炉圧力容器２内の高温高圧の冷却水が蒸気となってドライウェル５に流出する冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）が発生しているような仮想的な状況）においては、原子炉圧力容器２への冷却水の注水を優先する必要があるため、水位制御装置３７を有する原子炉炉心冷却システム１１Ｂでは、ＬＯＣＡ時において、原子炉圧力容器２への優先的な冷却水３１の注水を自動的に実現できる。これにより、本実施例は、より幅広い事故に対して、柔軟に対応することが可能となる。
【実施例４】
【００６８】
本発明の他の実施例である実施例４の原子炉炉心冷却システムを、図６及び図７を用いて説明する。本実施例の原子炉炉心冷却システム１１Ｃが適用される原子力プラントは沸騰水型原子力発電プラント１Ｃである。
【００６９】
沸騰水型原子力発電プラント１Ｃは、実施例３における沸騰水型原子力発電プラント１Ｂにおいて原子炉炉心冷却システム１１Ｂを原子炉炉心冷却システム１１Ｃに換えた構成を有する。沸騰水型原子力発電プラント１Ｃの他の構成は沸騰水型原子力発電プラント１Ｂと同じである。また、本実施例における原子炉炉心冷却システム１１Ｃは、実施例３の原子炉炉心冷却システム１１Ｂに圧力計４８を追加し、水位制御装置３７を弁制御装置４９に替えた構成を有する。原子炉炉心冷却システム１１Ｃの他の構成は原子炉炉心冷却システム１１Ｂと同じである。圧力計４８は、原子炉格納容器４に設けられ、圧力抑制室６内の、圧力抑制プール７に充填された冷却水の水面よりも上方に形成される空間の圧力を計測する。圧力計４８は弁制御装置４９に接続される。
【００７０】
沸騰水型原子力発電プラント１Ｃにおいて全交流電源の喪失が発生した場合、原子炉がスクラムされ、かつ主蒸気隔離弁が閉止されて原子炉圧力容器２が主復水器から隔離される。原子炉炉心冷却システム１１Ｃでは、原子炉炉心冷却システム１１Ｂと同様に、崩壊熱によって原子炉圧力容器２内で発生した蒸気が隔離時復水器１３で凝縮され、隔離時復水器１３内で生成された凝縮水が原子炉圧力容器２に供給される。また、その蒸気の一部でタービン２０が駆動され、貯水槽３０内の冷却水３１が、タービン２０で回転されるポンプ２１によって昇圧されて、隔離時復水器１３が設置された隔離時復水器プール１２または原子炉圧力容器２に供給される。
【００７１】
弁制御装置４９は、ステップ５０の処理、及び実施例３の原子炉炉心冷却システム１１Ｂに用いられる水位制御装置３７で実行される各処理を実行する。
【００７２】
全交流電源喪失時に行われる、本実施例で用いられる弁制御装置４９による注水制御弁２３，２６、及び蒸気止め弁３３の制御を、図７を用いて説明する。全交流電源喪失時には、バッテリーから弁制御装置４９に電力が供給されて弁制御装置４９が動作する。弁制御装置４９は、隔離時復水器プール１２の底部に設置した圧力計１９で計測された圧力計測値、原子炉圧力容器２の頂部に設置された圧力計３８で計測された、原子炉圧力容器２内のドームの圧力計測値、差圧計３２で計測された、原子炉圧力容器２内の水面９上方のドームの圧力と原子炉圧力容器２内の水面９より下方の圧力の差圧の計測値、及び圧力計４８で計測された、圧力抑制プール７に充填された冷却水の水面よりも上方に形成される圧力抑制室６内の空間の圧力をそれぞれ入力する。
【００７３】
弁制御装置４９は、蒸気止め弁３３を強制閉止する強制閉止処理部、及び水位制御装置３７を有する。強制閉止処理部では、ステップ６０及び５０の処理を実行する。圧力計３８で計測された圧力と圧力計４８で計測された圧力の差圧を求める（ステップ６０）。圧力計３８で計測された圧力から圧力計４８で計測された圧力を引いて、前者の圧力と後者の圧力の差圧を求める。原子炉圧力容器２内のドーム圧力と圧力抑制室６内の空間の圧力の差圧がポンプ２１を駆動するタービン２０の最小駆動圧よりも大きいかが判定される（ステップ５０）。ポンプ２１を駆動するタービン２０を回転させる駆動力は、原子炉圧力容器２内のドーム圧力と圧力抑制室６内の、圧力抑制プール７の冷却水の水面よりも上方に形成される空間の圧力の圧力差であり、ポンプ２１を駆動するタービン２０はタービン２０の最小駆動圧以下では駆動しない。このため、タービン２０が駆動しない条件下でタービン２０への無駄な蒸気の流入を防止するために、蒸気止め弁３３を強制的に閉止する必要がある。ステップ５０では、ステップ６０で算出した差圧がタービン２０の最小駆動圧よりも大きいかを判定する。その差圧がタービン２０の最小駆動圧よりも小さいとき、すなわち、ステップ５０の判定がＮｏであるとき、蒸気止め弁３３が閉じられ、原子炉圧力容器２から蒸気供給管２７を通してのタービン２０への蒸気の供給が停止される。ステップ６０で算出した差圧がタービン２０の最小駆動圧よりも大きいとき、すなわち、ステップ５０の判定がＹｅｓであるとき、実施例３と同様に、水位制御装置３７におけるステップ３５〜３７，３９〜４２，４４，４５及び４７の各処理が実行される。
【００７４】
本実施例は実施例３で得られる各効果を得ることができる。本実施例は、タービン２０への無駄な蒸気流入を防止することができ、タービン２０から圧力抑制プール７に放出される蒸気の量を低減することができる。このため、圧力抑制プール７の冷却水の温度上昇が抑制される。
【００７５】
また、原子炉圧力容器２から蒸気もしくは冷却水が大量に流出している状況（例えば、原子炉圧力容器２に接続された配管（例えば原子炉格納容器４内での主蒸気配管１０）がギロチン破断して原子炉圧力容器２内の高温高圧の冷却水が蒸気となってドライウェル５に大量に流出しているような仮想的な状況）においては、原子炉圧力容器２と圧力抑制室６の圧力差がほぼ０になる。しかしながら、本実施例では、弁制御装置４９を用いることによって、ポンプ２１を回転させるタービン２０への無駄な蒸気流入を防止することができ、より幅広い事故の状況に対して、柔軟に対応することが可能となる。
【実施例５】
【００７６】
本発明の他の実施例である実施例５の原子炉炉心冷却システムを、図８及び図９を用いて説明する。本実施例の原子炉炉心冷却システム１１Ｄが適用される原子力プラントは沸騰水型原子力発電プラント１Ｄである。
【００７７】
沸騰水型原子力発電プラント１Ｄは、実施例４における沸騰水型原子力発電プラント１Ｃにおいて原子炉炉心冷却システム１１Ｃを原子炉炉心冷却システム１１Ｄに替えた構成を有する。沸騰水型原子力発電プラント１Ｄの他の構成は沸騰水型原子力発電プラント１Ｃと同じである。また、本実施例における原子炉炉心冷却システム１１Ｄは、実施例４の原子炉炉心冷却システム１１Ｃに蒸気流量調整装置５１及び蒸気加減弁（流量調節弁）５４を追加した構成を有する。原子炉炉心冷却システム１１Ｄの他の構成は原子炉炉心冷却システム１１Ｃと同じである。蒸気加減弁５４は蒸気供給管１５に設けられ、圧力計３８が蒸気流量調整装置５１に接続される。
【００７８】
沸騰水型原子力発電プラント１Ｄにおいて全交流電源の喪失が発生した場合、原子炉がスクラムされ、原子炉圧力容器２が隔離される。原子炉炉心冷却システム１１Ｄでは、原子炉炉心冷却システム１１Ｃと同様に、崩壊熱によって原子炉圧力容器２内で発生した蒸気が隔離時復水器１３で凝縮され、隔離時復水器１３内で生成された凝縮水が原子炉圧力容器２に供給される。また、その蒸気の一部でタービン２０が駆動され、貯水槽３０内の冷却水３１が、タービン２０で回転されるポンプ２１によって昇圧されて、隔離時復水器１３が設置された隔離時復水器プール１２に供給される。
【００７９】
実施例４で述べたように、原子炉圧力容器２内のドーム圧力と圧力抑制室６内の空間の圧力の差圧がタービン２０の最小駆動圧以下では、タービン２０は作動しない。このため、原子炉圧力容器２の圧力を所定の圧力以上に維持する必要がある。しかし、原子炉圧力容器２から隔離時復水器１３に蒸気を供給し隔離時復水器１３から原子炉圧力容器２に凝縮水を排出させる駆動力は、隔離時復水器１３と原子炉圧力容器１９内の冷却水の水面との水頭差であり、ポンプ等の動的機器を必要としない。その代り、隔離時復水器１における蒸気の除熱量を制御することができない。スクラム発生から時間が経過して炉心３で発生する崩壊熱量が減少すると、隔離時復水器１３の除熱量が崩壊熱量を大幅に上回り、原子炉圧力容器２内の圧力が低下して隔離時復水器１３に蒸気を供給することができなくなる虞がある。このような状態に陥ることを防ぐために、本実施例では、蒸気流量調整装置５１が設けられている。蒸気流量調整装置５１は、原子炉圧力容器２内の圧力の過度な低下を防止するために、圧力計３８で計測した原子炉圧力容器２のドーム圧力の計測値を入力し、この計測値に基づいて蒸気加減弁５４の開度を制御する。
【００８０】
全交流電源喪失時において、弁制御装置４９は、実施例４と同様に、注水制御弁２３，２６及び蒸気止め弁３３の制御を行う。さらに、蒸気流量調整装置５１は、以下のように蒸気加減弁５４の制御を実行する。蒸気流量調整装置５１による蒸気加減弁５４の制御を、図９を用いて説明する。圧力計３８で計測された原子炉圧力容器２内のドームの圧力が、蒸気流量調整装置５１に入力される。全交流電源喪失時には、バッテリーから蒸気流量調整装置５１に電力が供給されて蒸気流量調整装置５１が作動する。
【００８１】
圧力計３８で計測された原子炉圧力容器２内の圧力と原子炉圧力容器最小圧力設定値との差を求める（ステップ５２）。蒸気流量調整装置５１に予め設定されている原子炉圧力容器最小圧力設定値から、圧力計３８で計測された原子炉圧力容器２内のドームの圧力を差し引き、原子炉圧力容器最小圧力設定値とドームの圧力の差を求める。
【００８２】
次に、蒸気加減弁５４に対する閉止トルク信号を生成する（ステップ５３）。圧力計３８で計測された原子炉圧力容器２内のドームの圧力が原子炉圧力容器最小圧力設定値よりも小さいときには、ステップ５３で算出した圧力差が正の値になり、蒸気加減弁５４に対する閉止トルクの信号が生成される。蒸気流量調整装置５１は、この閉止トルク信号に応じて蒸気加減弁５４の開度を減少させる。蒸気加減弁５４の開度の減少は、崩壊熱によって原子炉圧力容器２内で発生した蒸気の、隔離時復水器１３への供給量が減少し、隔離時復水器１３で凝縮される蒸気量が減少する。このため、原子炉圧力容器２内の圧力が増加し、原子炉圧力容器最小圧力設定値と圧力計３８で計測された原子炉圧力容器２のドームの圧力との差が負になって、閉止トルク信号が０となって蒸気加減弁５４の閉止が停止され、蒸気加減弁５４の開度が自動的に決定される。
【００８３】
隔離時復水器１３の定格除熱量は、一般的に、原子炉スクラムからこのスクラム終了後の数秒〜数分経過時点までの期間に炉心３で発生する崩壊熱量と釣り合うように設計される。このため、本実施例では、蒸気流量調整装置５１による蒸気加減弁５４を開く制御は除外した。しかしながら、万が一、隔離時復水器１３による除熱不足によって原子炉圧力容器２内の圧力が増加し過ぎる場合には、運転員が手動で蒸気加減弁５４を開くことにより対応が可能である。
【００８４】
本実施例は実施例４で生じる各効果を得ることができる。本実施例では、さらに、原子炉圧力容器１９圧力の過度な減少を防止することで、原子炉隔離時冷却系による注水機能を長期間に亘って安定的に維持することが可能となる。
【実施例６】
【００８５】
本発明の他の実施例である実施例６の原子炉炉心冷却システムを、図１０を用いて説明する。本実施例の原子炉炉心冷却システム１１Ｅが適用される原子力プラントは沸騰水型原子力発電プラント１Ｅである。
【００８６】
沸騰水型原子力発電プラント１Ｅは、実施例５における沸騰水型原子力発電プラント１Ｄにおいて原子炉炉心冷却システム１１Ｄを原子炉炉心冷却システム１１Ｅに替えた構成を有する。沸騰水型原子力発電プラント１Ｅの他の構成は沸騰水型原子力発電プラント１Ｄと同じである。また、本実施例における原子炉炉心冷却システム１１Ｅは、実施例５の原子炉炉心冷却システム１１Ｄに発電機５５、バッテリー５６及びクラッチ５７，５８を追加した構成を有する。原子炉炉心冷却システム１１Ｅの他の構成は原子炉炉心冷却システム１１Ｄと同じである。発電機５５は、クラッチ５８を介してタービン２０に連結され、配線によりバッテリー５６に接続される。タービン２０とポンプ２１はクラッチ５７により連結される。
【００８７】
沸騰水型原子力発電プラント１Ｅにおいて全交流電源の喪失が発生した場合、原子炉がスクラムされ、原子炉圧力容器２が隔離される。原子炉炉心冷却システム１１Ｅでは、原子炉炉心冷却システム１１Ｄと同様に、バッテリー５６から供給される電力により、弁制御装置４９、蒸気流量調整装置５１、注水制御弁２３，２６及び蒸気止め弁３３が作動する。さらに、実施例５と同様に、崩壊熱によって原子炉圧力容器２内で発生した蒸気が隔離時復水器１３で凝縮され、隔離時復水器１３内で生成された凝縮水が原子炉圧力容器２に供給される。また、その蒸気の一部でタービン２０が駆動され、貯水槽３０内の冷却水３１が、タービン２０で回転されるポンプ２１によって昇圧されて、隔離時復水器１３が設置された隔離時復水器プール１２または原子炉圧力容器２に供給される。
【００８８】
バッテリー５６は予め充電されているので、全交流電源が喪失して原子炉がスクラムされた状態においても、弁制御装置４９、蒸気流量調整装置５１、注水制御弁２３，２６及び蒸気止め弁３３の作動をバッテリー５６からの電力供給により行えるときには、タービン２０とポンプ２１はクラッチ５７によって連結状態になっており、タービン２０と発電機５５はクラッチ５８によって非連結状態になっている。炉心３での崩壊熱によって原子炉圧力容器２内で発生した蒸気の一部がタービン２０に供給されてポンプ２１が駆動され、貯水槽３０内の冷却水３１が隔離時復水器プール１２または原子炉圧力容器２内に供給される。このときは、発電機５５は、タービン２０との連結が解除されているので、発電機５５による発電が行われない。
【００８９】
しかしながら、バッテリー５６の電圧が設定電圧まで低下したとき、蒸気止め弁３３が閉止している状態を見計らって、運転員が、タービン２０をポンプ駆動モードからバッテリー充電モードに変更する。このモード変更は、運転員が中央制御室の操作盤からクラッチ５７の解除操作、及びクラッチ５８の連結操作を行うことによって行われる。モード変更により、タービン２０とポンプ２１の連結が解除され、タービン２０と発電機５５がクラッチ５８により連結される。タービン２０と発電機５５の連結後に蒸気止め弁３３を開くことにより、タービン２０に蒸気が供給されてタービン２０が回転し、発電機５５が回転される。発電機５５で発電された電力はバッテリー５６に充電される。このように、タービン２０をバッテリー充電モードに変更することにより、全交流電源喪失時においてバッテリー５６への充電が可能になる。
【００９０】
本実施例は実施例５で生じる各効果を得ることができる。さらに、タービン２０がクラッチ５７を介してポンプ２１に連結されてクラッチ５８を介して発電機５５に連結されるので、本実施例は全交流電源喪失時において発電機５５で発生した電力をバッテリー５６に充電することができる。このため、原子炉炉心冷却システム１１Ｅを長期に亘って運転する場合であってもバッテリー５６の電圧低下を防ぐことができ、炉心３を長期に亘って安定して冷却することができる。
【００９１】
発電機５５、バッテリー５６及びクラッチ５７，５８は、原子炉炉心冷却システム１１，１１Ａ，１１Ｂ，１１Ｃ及び１１Ｄの何れにおいても適用しても良い。
【符号の説明】
【００９２】
１，１Ａ，１Ｂ，１Ｃ，１Ｄ，１Ｅ…沸騰水型原子力発電プラント、２…原子炉圧力容器、３…炉心、４…原子炉格納容器、５…ドライウェル、６…圧力抑制室、７…圧力抑制プール、１０…主蒸気配管、１１，１Ａ，１１Ｂ，１１Ｃ，１１Ｄ，１１Ｅ…原子炉炉心冷却システム、１２…隔離時復水器プール、１３…隔離時復水器、１５，２７…蒸気供給管、１７…凝縮水排出管、１９，３８，４８…圧力計、２０…タービン、２１…ポンプ、２２…プール注水管、２３，２６…注水制御弁、２５…冷却水注水管、２８，５４…蒸気加減弁、２９…蒸気排出管、３２…差圧計、３３…蒸気止め弁、３４，３７…水位制御装置（弁制御装置）、４９…弁制御装置、５１…蒸気流量調整装置、５５…発電機、５６…バッテリー、５７，５８…クラッチ。
【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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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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