(57)【要約】【課題】残留熱除去系統の点検開始時期を早め、原子力発電所の定期点検にかかる時間を短縮可能な技術を提供することを目的とする。【解決手段】本発明にかかる沸騰水型原子炉１００の構成は、残留熱除去系統１２０に備えられたＲＨＲ熱交換器１２０ｄに注水するＲＨＲポンプ１２０ｃに並列して、このＲＨＲ熱交換器１２０ｄに注水する補助ＲＨＲポンプ１５２が設けられ、補助ＲＨＲポンプ１５２のポンプ容量Ｆが、ＲＨＲポンプ１２０ｃのポンプ容量をＦ０、原子炉および使用済み燃料プール内の照射燃料から生じる崩壊熱をＱｎ、燃料プール冷却浄化系統１１０の除熱能力をＱｆ、原子炉冷却材浄化系統１３０の除熱能力をＱｃ、炉水の比熱をＣ、ＲＨＲ熱交換器１２０ｄの入口温度と出口温度の水温差をΔｔとすると、Ｆ０＞Ｆ≧（Ｑｎ−Ｑｆ−Ｑｃ）÷（Ｃ×Δｔ）であることを特徴とする。【選択図】図１
2011214906.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉停止時に崩壊熱の除去を担い得る残留熱除去系統と、燃料プール冷却浄化系統と、原子炉冷却材浄化系統とを有する沸騰水型原子炉であって、
前記残留熱除去系統に備えられたＲＨＲ熱交換器に注水するＲＨＲポンプに並列して、該ＲＨＲ熱交換器に注水する補助ＲＨＲポンプが設けられ、
前記補助ＲＨＲポンプのポンプ容量Ｆが、前記ＲＨＲポンプのポンプ容量をＦ０、原子炉および使用済み燃料プール内の照射燃料から生じる崩壊熱をＱｎ、前記燃料プール冷却浄化系統の除熱能力をＱｆ、前記原子炉冷却材浄化系統の除熱能力をＱｃ、炉水の比熱をＣ、前記ＲＨＲ熱交換器の入口温度と出口温度の水温差をΔｔとすると、Ｆ０＞Ｆ≧（Ｑｎ−Ｑｆ−Ｑｃ）÷（Ｃ×Δｔ）であることを特徴とする沸騰水型原子炉。
【請求項２】
サプレッションプールと前記ＲＨＲポンプとをつなぐＳ/Ｐ接続配管を分岐して、前記補助ＲＨＲポンプに接続する補助ＲＨＲポンプ入口配管と、
前記補助ＲＨＲポンプから前記燃料プール冷却浄化系統に備えられたろ過脱塩器に接続する脱塩器接続配管と、
前記ろ過脱塩器にて浄化された水をサプレッションプールへと排水するＳ／Ｐ戻り配管と、
前記脱塩器接続配管および前記Ｓ／Ｐ戻り配管に備えられた弁と、
を有することを特徴とする請求項１に記載の沸騰水型原子炉。
【請求項３】
前記Ｓ／Ｐ戻り配管に備えられた弁より上流側から該Ｓ／Ｐ戻り配管を分岐して、前記浄化された水をドライヤセパレータプールに注水するＤＳＰ接続配管と、
前記ＤＳＰ接続配管に備えられた弁と、
を有することを特徴とする請求項２に記載の沸騰水型原子炉。
【請求項４】
請求項２または３に記載の沸騰水型原子炉の水抜き方法であって、
前記原子炉圧力容器のシュラウド外の水を、該原子炉圧力容器の下部に接続するノズルから原子炉再循環系統を経由して前記補助ＲＨＲポンプに流入させ、
前記補助ＲＨＲポンプにより、前記脱塩器接続配管を通じて前記水を前記ろ過脱塩器に通水して該水を浄化し、
前記浄化された水を前記Ｓ／Ｐ戻り配管を通じて前記サプレッションプールへと排水することを特徴とする原子炉水抜き方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、沸騰水型原子炉およびその水抜き方法に関するものである。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子炉（BWR:Boiling Water Reactor）や改良型沸騰水型原子炉（ABWR:Advanced Boiling Water Reactor）では、炉心が原子炉圧力容器に収容され、原子炉圧力容器は原子炉格納容器に収容される。原子炉圧力容器には冷却水（軽水）が注水され、炉心から生じる熱によって高温高圧の蒸気を生じさせて、タービンを回転させる動力に利用する。
【０００３】
上記の原子力発電所などでは、安全に運用を行うために、所定の期間ごとに定期点検が義務付けられている。かかる定期点検にて、原子炉の稼動を停止した場合には、燃料集合体から発生する崩壊熱を除去し炉内および使用済み燃料プール（SFP:Spent Fuel Pool）を制限温度以下に保つ必要がある。
【０００４】
一般に、崩壊熱の除去は、残留熱除去系統（RHR系統:Residual Heat Removal System）と、燃料プール冷却浄化系統（FPC系統:Fuel Pool Cooling and Filtering system）と、原子炉冷却材浄化系統（CUW系統:Clean Up Water System）とにより担務される。残留熱除去系統には、Ａ系統とＢ系統が備えられていて、且つ片側の系統には同容量のＲＨＲポンプが２つ備えられている（非特許文献１参照）。なお、崩壊熱の除熱能力は、残留熱除去系統のＡ系統＝残留熱除去系統のＢ系統＞原子炉冷却材浄化系統＞燃料プール冷却浄化系統である。
【０００５】
原子炉の稼動を停止してから原子炉圧力容器（RPV:Reactor Pressure Vessel）上部の原子炉ウェルに水が張られ満たされるまで、残留熱除去系統のＡ系統、Ｂ系統のいずれか一方を運転し、予備として他方を待機させておくよう要求がある。
【０００６】
しかし、原子炉ウェル満水後においても、当業者らは、万が一、運転中の上記除熱系統が故障した場合を想定して、例えば、崩壊熱を除去可能な他の除熱系統を待機させている。その一方で、定期点検時においては、これらの系統の点検作業、手入れ作業を実施する必要がある。
【０００７】
また、定期点検時においては、各系統の水没弁を点検するために、原子炉圧力容器内の水を抜く場合がある。本発明者らのグループは、かかる水没弁の点検作業に要する時間を短縮するために、原子炉圧力容器のフランジ面に取り付けこの圧力容器の開口部を密閉する原子炉ウェルゲートを提案している（特許文献１参照）。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００８】
【特許文献１】特願２０１０−０３１５９６号明細書
【非特許文献】
【０００９】
【非特許文献１】“福島第一原子力発電所 ２号機残留熱除去系 系統概略図”、[online]、２００７年１０月１０日、東京電力株式会社、[平成２２年３月５日検索]、インターネット＜URL:http://www.nucia.jp/suihei/app/attach/9366_1_01.pdf＞
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１０】
上記のように、定期点検時においては崩壊熱を除去し得る系統の点検作業、手入れ作業を実施する必要がある。しかし、原子炉ウェル満水後間もない時期は崩壊熱が高く、燃料プール冷却浄化系統と原子炉冷却材浄化系統とでは崩壊熱を除去しきれない。そのため、結局のところ、崩壊熱が低くなってくるまでのしばらくの間は残留熱除去系統のＡ系統またはＢ系統のいずれか一方で除熱を行い、他方を待機状態としておく必要があった。すなわち、一般には、崩壊熱が燃料プール冷却浄化系統と原子炉冷却材浄化系統とで除去可能になるまで低下して初めて、待機側の残留熱除去系統Ａ系統またはＢを不待機とすることが可能であった。
【００１１】
ここで、待機側の残留熱除去系統を不待機状態にすることは、角落としなどの以後の工程に対するクリティカルパスである。残留熱除去系統を運転、待機させている場合には、例えばそのＲＨＲ熱交換器を冷却するための冷却系統を止めることができないなど、残留熱除去系統に加え関連している系統の各部も点検にかかることができない。故に、不待機までにかかる所要時間が、定期点検全体にかかる所要時間に影響を与えることとなる。
【００１２】
本発明は、上述した課題に鑑みてなされたものであり、残留熱除去系統の点検開始時期を早め、原子力発電所の定期点検にかかる時間を短縮可能な技術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】
上記課題を解決するために本発明にかかる沸騰水型原子炉の代表的な構成は、原子炉停止時に崩壊熱の除去を担い得る残留熱除去系統と、燃料プール冷却浄化系統と、原子炉冷却材浄化系統とを有する沸騰水型原子炉であって、残留熱除去系統に備えられたＲＨＲ熱交換器に注水するＲＨＲポンプに並列して、このＲＨＲ熱交換器に注水する補助ＲＨＲポンプが設けられ、補助ＲＨＲポンプのポンプ容量Ｆが、ＲＨＲポンプのポンプ容量をＦ０、原子炉および使用済み燃料プール内の照射燃料から生じる崩壊熱をＱｎ、燃料プール冷却浄化系統の除熱能力をＱｆ、原子炉冷却材浄化系統の除熱能力をＱｃ、炉水の比熱をＣ、ＲＨＲ熱交換器の入口温度と出口温度の水温差をΔｔとすると、Ｆ０＞Ｆ≧（Ｑｎ−Ｑｆ−Ｑｃ）÷（Ｃ×Δｔ）であることを特徴とする。
【００１４】
かかる構成によれば、燃料プール冷却浄化系統と原子炉冷却材浄化系統と補助ＲＨＲポンプとにより原子炉ウェル水張り完了後の崩壊熱を除去できるので、原子炉ウェルの水張り完了後からすぐに待機側にあたる残留熱除去系統のＡ系統またはＢ系統の点検を不待機として開始することができる。既設の沸騰水型原子炉ではスペースに限りがあるが、かかる補助ＲＨＲポンプはＲＨＲポンプ全体の容量の１割程度で済むため、大きさも大きくならず容易に設置することができる。
【００１５】
当該沸騰水型原子炉は、サプレッションプールと上記ＲＨＲポンプとをつなぐＳ/Ｐ接続配管を分岐して補助ＲＨＲポンプに接続する補助ＲＨＲポンプ入口配管と、補助ＲＨＲポンプから燃料プール冷却浄化系統に備えられたろ過脱塩器に接続する脱塩器接続配管と、ろ過脱塩器にて浄化された水をサプレッションプールへと排水するＳ／Ｐ戻り配管と、脱塩器接続配管および前記Ｓ／Ｐ戻り配管に備えられた弁とを有するとよい。
【００１６】
かかる構成によれば、補助ＲＨＲポンプを用いてサプレッションプールを浄化することができる。これにより、沸騰水型原子炉の機能拡充を図ることができる。
【００１７】
当該沸騰水型原子炉は、上記Ｓ／Ｐ戻り配管に備えられた弁より上流側からこのＳ／Ｐ戻り配管を分岐して、浄化された水をドライヤセパレータプールに注水するＤＳＰ接続配管と、ＤＳＰ接続配管に備えられた弁とをさらに有するとよい。
【００１８】
かかる構成によれば、補助ＲＨＲポンプを用いてドライヤセパレータプールに注水することができる。これにより、ドライヤセパレータプールを介して原子炉ウェルの水張りを実施することもでき、従来よりも水張りにかかる時間を短縮することが可能である。
【００１９】
上記課題を解決するために本発明にかかる原子炉水抜き方法の代表的な構成は、上記沸騰水型原子炉の水抜き方法であって、原子炉圧力容器のシュラウド外の水を、この原子炉圧力容器の下部に接続するノズルから原子炉再循環系統を経由して補助ＲＨＲポンプに流入させ、補助ＲＨＲポンプにより、脱塩器接続配管を通じて水をろ過脱塩器に通水してこの水を浄化し、浄化された水をＳ／Ｐ戻り配管を通じてサプレッションプールへと排水することを特徴とする。
【００２０】
かかる構成によれば、短時間で原子炉圧力容器のシュラウド外の水をサプレッションプールへと抜くことができる。サプレッションプールへの水抜き経路として、補助ＲＨＲポンプからろ過脱塩器を通過するため、抜かれる水に含まれた放射性スラッジは除去される。これより、安全性を確保しつつ、原子力発電所の定期点検にかかる時間を短縮することができる。
【発明の効果】
【００２１】
本発明によれば、残留熱除去系統の点検開始時期を早め、原子力発電所の定期点検にかかる時間を短縮可能な沸騰水型原子炉およびその水抜き方法を提供することができる。
【図面の簡単な説明】
【００２２】
【図１】本実施形態にかかる沸騰水型原子炉の停止時冷却モードについて説明する系統概略図である。
【図２】図１の沸騰水型原子炉の停止後の崩壊熱の推移、および各系統の除熱能力について例示した図である。
【図３】図１の沸騰水型原子炉のサプレッションプール浄化モードについて説明する系統概略図である。
【図４】図１の沸騰水型原子炉のウェル水張りモードについて説明する系統概略図である。
【図５】図１の沸騰水型原子炉の封水モードについて説明する系統概略図である。
【図６】図１の沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器からの水抜き経路について説明する系統概略図である。
【発明を実施するための形態】
【００２３】
以下に添付図面を参照しながら、本発明の好適な実施形態について詳細に説明する。かかる実施形態に示す寸法、材料、その他具体的な数値などは、発明の理解を容易とするための例示に過ぎず、特に断る場合を除き、本発明を限定するものではない。なお、本明細書および図面において、実質的に同一の機能、構成を有する要素については、同一の符号を付することにより重複説明を省略し、また本発明に直接関係のない要素は図示を省略する。
【００２４】
（停止時冷却モード）
図１は、沸騰水型原子炉１００の停止時冷却モードについて説明する系統概略図である。なお、図１は理解を容易にするための概略図であって、厳密なものではない。例えば各種ポンプやろ過脱塩器、熱交換器、弁などが複数配列されている箇所であっても全てを図示してはおらず、直接関係のない要素に関しては図示を省略している。
【００２５】
沸騰水型原子炉１００では、定期点検等に際して原子炉の稼動が停止され、原子炉圧力容器１０２が開放される。そして、原子炉ウェル１０４およびドライヤセパレータプール１０８に水が張られ、炉心から取り出された燃料集合体が使用済み燃料プール１０６に収容される。
【００２６】
燃料取替に加え、制御棒（CR:control rod）、制御棒駆動機構（CRD:Control Rod Drive）、局部出力領域モニタ（LPRM:Local Power Range Monitor）等の点検、交換に際しては、炉心から対象セルの燃料集合体のみが取り出される。それに対し、例えば炉内点検、炉内修理改造工事、水没弁の点検等を実施する場合には、炉心から全ての燃料集合体が取り出される。
【００２７】
原子炉停止時において燃料集合体から発生する崩壊熱は、燃料プール冷却浄化系統１１０および残留熱除去系統１２０によって除去される。炉心に燃料集合体が存在する場合には、この炉心の崩壊熱を原子炉冷却材浄化系統１３０により除去することができる。
【００２８】
燃料プール冷却浄化系統１１０（ＦＰＣ）は、使用済み燃料プールに隣接して設置されたスキマサージタンク１１０ａ（Skimmer Surge Tank）からの送出水を、ＦＰＣポンプ１１０ｂを介してろ過脱塩器（Ａ）１１０ｃ、ろ過脱塩器（Ｂ）１１０ｄで浄化する。そして、浄化された水をＦＰＣ熱交換器１１０ｅに通水して冷却し、使用済み燃料プール１０６へと戻す。かかるＦＰＣ冷却経路１１２により、使用済み燃料プール１０６に収容された燃料集合体から発せられる崩壊熱が除去される。
【００２９】
残留熱除去系統１２０（ＲＨＲ）は、ほぼ同一の（相互対象な）構成を有するＡ系統１２０ａとＢ系統１２０ｂで構成される。これらは、ほぼ同一の構成のため、図１では理解を容易にするために、主として残留熱除去系統のＡ系統１２０ａを図示している。
【００３０】
残留熱除去系統のＡ系統１２０ａには、ＲＨＲポンプ１２０ｃとＲＨＲ熱交換器１２０ｄが備えられている。停止時冷却モードでは、ＲＨＲポンプ１２０ｃによって原子炉圧力容器１０２の下部に接続するノズル（すなわちＮ１ノズル１０２ａ）から原子炉再循環系統１４０（PLR系統:Primary Loop Recirculation System）を経由して抜き出された水が、ＲＨＲ熱交換器１２０ｄに通水されて冷却される。そして、冷却された水が原子炉再循環系統１４０を経由して再度炉内に供給されたり、使用済み燃料プール１０６に供給されたりする。かかるＲＨＲ冷却経路１２２により、燃料集合体から発せられる崩壊熱が除去される。
【００３１】
なお、残留熱除去系統のＢ系統１２０ｂも同様に不図示のＲＨＲポンプとＲＨＲ熱交換器を備えていて、上記Ａ系統１２０ａと同様に崩壊熱を除去することが可能である。
【００３２】
原子炉再循環系統１４０は、原子炉圧力容器１０２から水を抜き出し、ＰＬＲポンプ１４０ａで昇圧して原子炉内に戻す強制循環経路である。ＰＬＲポンプ１４０ａの回転数を変化させることで、原子炉出力を調節することが可能である。
【００３３】
原子炉冷却材浄化系統１３０（ＣＵＷ）は、原子炉内の炉水に含まれる不純物を除去し、水質を維持する。停止時冷却モードでは、ＣＵＷポンプ１３０ａによって抜き出された水が、ＣＵＷ熱交換器１３０ｂによって冷却され、ろ過脱塩器１３０ｃによって浄化される。そして、給水スパージャ１０２ｂより再度炉心に注水される。かかるＣＵＷ冷却経路１３２により、炉心に収容された燃料集合体から発せられる崩壊熱が除去される。
【００３４】
サプレッションプール１０９は、事故時に原子炉圧力容器１０２を収容する原子炉格納容器内の内圧上昇を抑制するために、発生した蒸気を凝縮して圧力を下げるための貯留槽である。
【００３５】
本実施形態の特徴として、沸騰水型原子炉１００では、ＲＨＲポンプ１２０ｃに並列するように、補助ＲＨＲポンプ入口配管１５０、補助ＲＨＲポンプ１５２、補助ＲＨＲポンプ出口配管１５４、および弁１５６ａ、１５６ｂが新設されている。補助ＲＨＲポンプ入口配管１５０は、ＲＨＲポンプ１２０ｃとサプレッションプール１０９とをつなぐＳ/Ｐ接続配管１２４を分岐して設置されている。補助ＲＨＲポンプ出口配管１５４は、ＲＨＲポンプ１２０ｃとＲＨＲ熱交換器１２０ｄとをつなぐＲＨＲ熱交換器入口配管１２６に合流するように設置される。
【００３６】
これより、図１に示すように、補助ＲＨＲポンプ１５２によって、補助ＲＨＲポンプ出口配管１５４、ＲＨＲ熱交換器入口配管１２６を通りＲＨＲ熱交換器１２０ｄに通水する補助ＲＨＲポンプ冷却経路１７２で燃料集合体から発せられる崩壊熱を除去することができる。
【００３７】
以下、補助ＲＨＲポンプ１５２のポンプ容量Ｆについて説明する。補助ＲＨＲポンプ１５２のポンプ容量Ｆは、以下の式１を満たすように設定される。
Ｆ０＞Ｆ≧（Ｑｎ−Ｑｆ−Ｑｃ）÷（Ｃ×Δｔ）  …（式１）
ここで、Ｆ０はＲＨＲポンプ１２０ｃのポンプ容量、Ｑｎは原子炉および使用済み燃料プール内の照射燃料から生じる崩壊熱、Ｑｆは燃料プール冷却浄化系統１１０の除熱能力、Ｑｃは原子炉冷却材浄化系統１３０の除熱能力、Ｃは炉水（水）の比熱、ΔｔはＲＨＲ熱交換器１２０ｄの入口温度と出口温度の水温差である。
【００３８】
図２は、沸騰水型原子炉１００の停止後の崩壊熱の推移、および各系統の除熱能力について例示した図である。図２中のハッチング領域２００は、その時点において崩壊熱を除去する系統の除熱能力を示している。
【００３９】
図２に示すように、原子炉を停止してから、燃料集合体から発せられる崩壊熱は初期に急速に減少するが、徐々に減少の程度が少なくなる。原子炉ウェル１０４が満水になるまでは残留熱除去系統のＡ系統１２０ａ、Ｂ系統１２０ｂはそれぞれ、一方を運転および他方を待機状態とさせている必要があるが、満水となった後でも、燃料プール冷却浄化系統１１０および原子炉冷却材浄化系統１３０だけでは除熱能力が足りず、これら系統のみでの除熱を行うとなるとさらに時間が経過するのを待つ必要がある。これは、冷却を主目的とした残留熱除去系統１２０に比べて、浄化を主目的とした燃料プール冷却浄化系統１１０および原子炉冷却材浄化系統１３０とでは、除熱能力に大きな差があるためである。
【００４０】
そこで、図２に示すように、上記のとおりポンプ容量Ｆを設定した補助ＲＨＲポンプ１５２により、燃料プール冷却浄化系統１１０（ＦＰＣ）や原子炉冷却材浄化系統１３０（ＣＵＷ）と、補助ＲＨＲポンプ１５２による除熱（冷却）を併用することで、原子炉ウェル１０４水張り完了（満水）直後の高い崩壊熱をも除去することが可能となる。換言すれば、補助ＲＨＲポンプ１５２のポンプ容量Ｆは、原子炉ウェル１０４満水時の段階で、燃料プール冷却浄化系統１１０および原子炉冷却材浄化系統１３０とあわせて崩壊熱を除熱可能な程度であればよい。
【００４１】
これにより、運転している残留熱除去系統が故障した場合を想定し待機としていた残留熱除去系統の一方を原子炉ウェル１０４満水直後からすぐに不待機として、その点検を開始することができる。よって、残留熱除去系統のＡ系統１２０ａまたはＢ系統１２０ｂの点検開始時期、角落としのタイミングを早め、原子力発電所の定期点検にかかる期間を短縮することができる。既設の沸騰水型原子炉１００ではスペースに限りがあるが、かかる補助ＲＨＲポンプ１５２はＲＨＲポンプ１２０ｃ全体の容量の１割程度で済むため、大きさも大きくならず容易に設置することができる（実施例参照）。
【００４２】
なお、図１では、残留熱除去系統のＡ系統１２０ａのＲＨＲポンプ１２０ｃに並列して補助ＲＨＲポンプ１５２を設置するように図示しているが、Ｂ系統１２０ｂのＲＨＲポンプにも並列してかかる補助ＲＨＲポンプを設置することにより、Ａ系統またはＢ系統どちらを待機側としても同様の効果が得られる。
【００４３】
（サプレッションプール浄化モード）
図３は、沸騰水型原子炉１００のサプレッションプール浄化モードについて説明する系統概略図である。なお、図３は理解を容易にするための概略図であって、厳密なものではない。例えば各種ポンプやろ過脱塩器、熱交換器、弁などが複数配列されている箇所であっても全てを図示してはおらず、直接関係のない要素に関しては図示を省略している。
【００４４】
本実施形態の特徴として、沸騰水型原子炉１００では、補助ＲＨＲポンプ出口配管１５４を分岐して、補助ＲＨＲポンプ１５２から燃料プール冷却浄化系統１１０のろ過脱塩器（Ａ）１１０ｃに接続する脱塩器接続配管１５８、ろ過脱塩器（Ａ）１１０ｃにて浄化された水をサプレッションプール１０９へと排水するＳ／Ｐ戻り配管１６０が新設されている。また、脱塩器接続配管１５８に設けられた弁１６２ａ、Ｓ／Ｐ戻り配管１６０に設けられた弁１６２ｂ、１６２ｃが新設されている。
【００４５】
これより、図３に示すように、補助ＲＨＲポンプ１５２により、脱塩器接続配管１５８を通じてろ過脱塩器（Ａ）１１０ｃに通水し、浄化された水をＳ／Ｐ戻り配管１６０を通じてサプレッションプール１０９へと排水することができる。すなわち、かかるサプレッションプール浄化経路１７４でサプレッションプール１０９の貯留水などを浄化することができる。沸騰水型原子炉１００では、改良型沸騰水型原子炉が有するサプレッションプール浄化系統（SPCU系統:Suppression Pool water Clean Up system）が備えられていない。故に、上記により沸騰水型原子炉１００の機能拡充を図ることができる。
【００４６】
（ウェル水張りモード）
図４は、沸騰水型原子炉１００のウェル水張りモードについて説明する系統概略図である。なお、図４は理解を容易にするための概略図であって、厳密なものではない。例えば各種ポンプやろ過脱塩器、熱交換器、弁などが複数配列されている箇所であっても全てを図示してはおらず、直接関係のない要素に関しては図示を省略している。
【００４７】
本実施形態の特徴として、沸騰水型原子炉１００では、Ｓ／Ｐ戻り配管１６０に備えられた弁１６２ｂ、１６２ｃより上流側からこのＳ／Ｐ戻り配管１６０を分岐して、浄化された水をドライヤセパレータプール１０８に注水するＤＳＰ接続配管１６４が新設されている。また、ＤＳＰ接続配管１６４に設けられた弁１６５ａが新設されている。
【００４８】
これより、図４に示すように、補助ＲＨＲポンプ１５２により、脱塩器接続配管１５８を通じてろ過脱塩器（Ａ）１１０ｃに通水し、浄化された水をＤＳＰ接続配管１６４を通じてドライヤセパレータプール１０８、原子炉ウェル１０４に流入させることができる。従来使用している系統に加えて、かかるウェル水張り経路１７６を用いることによりドライヤセパレータプール１０８、原子炉ウェル１０４の水張りにかかる時間を短縮することが可能である。故に、上記により沸騰水型原子炉１００の機能拡充を図ることができる。
【００４９】
なお、サプレッションプール１０９の貯留水が充分に浄化されていて、ろ過脱塩器（Ａ）１１０ｃを通さずとも水張りに使用できる場合は、新設したバイパス配管１６６を通過させろ過脱塩器（Ａ）１１０ｃを迂回してもよい。
【００５０】
（封水モード）
図５は、沸騰水型原子炉１００の封水モードについて説明する系統概略図である。なお、図５は理解を容易にするための概略図であって、厳密なものではない。例えば各種ポンプやろ過脱塩器、熱交換器、弁などが複数配列されている箇所であっても全てを図示してはおらず、直接関係のない要素に関しては図示を省略している。
【００５１】
沸騰水型原子炉１００には、一般に、ＲＨＲポンプ１２０ｃの吐出配管を常時水で満たしておく目的で小容量の封水ポンプが設置されている。封水ポンプにより、ポンプ起動時に吐出配管を水で満たす時間遅れを無くすとともに、水撃現象を防止することができる。本実施形態では、図５に示すように、補助ＲＨＲポンプ１５２がＲＨＲポンプ封水経路１７８にて水を循環させることで、封水ポンプの役割を果たすこともできる。これより、封水ポンプを削減することが可能である。
【００５２】
（原子炉圧力容器からの水抜き）
図６は、沸騰水型原子炉１００の原子炉圧力容器からの水抜き経路１８０について説明する系統概略図である。なお、図６は理解を容易にするための概略図であって、厳密なものではない。例えば各種ポンプやろ過脱塩器、熱交換器、弁などが複数配列されている箇所であっても全てを図示してはおらず、直接関係のない要素に関しては図示を省略している。
【００５３】
原子炉再循環系統１４０の配管の修理、改造や水没弁の点検等を行う場合には、原子炉圧力容器１０２内の水を抜く必要がある。図６に示すように、本実施形態では、原子炉ウェルゲート１６８を原子炉圧力容器１０２のＲＰＶヘッドのフランジ面に取り付け、内部を密閉した上で水抜きを実施する。原子炉ウェルゲート１６８は円状の隔壁１６８ａを本体部分とし、隔壁１６８ａを挿通するダクト１６８ｂにより空気吸排システム１６８ｃと接続されている。空気吸排システム１６８ｃは、密閉した内部に空気を送り込んだり、内部から空気を抜き出したりする。
【００５４】
原子炉圧力容器１０２からの水抜きは、水抜き経路１８０にて実施される。すなわち、原子炉圧力容器１０２のシュラウド外の水をＮ１ノズル１０２ａから原子炉再循環系統１４０を経由して補助ＲＨＲポンプ１５２に流入させ、補助ＲＨＲポンプ１５２により脱塩器接続配管１５８を通じてこの水をろ過脱塩器１３０ｃに通水して浄化する。そして、浄化された水をＳ／Ｐ戻り配管１６０を通じてサプレッションプール１０９へと排水する。
【００５５】
なお、補助ＲＨＲポンプ１５２は、ＲＨＲポンプ１２０ｃに並列して、原子炉建屋の最地下階に設置される。そのため、充分な有効吸込ヘッド（NPSH: net positive suction head）が確保される。よって、シュラウド外の水抜きの途中で補助ＲＨＲポンプ１５２を停止する必要がない。水抜きが進んでシュラウド外の水が少なくなり（アニュラス部の水位が低下し）、補助ＲＨＲポンプ１５２への空気の巻き込みが懸念される場合には、サプレッションプール１０９出口の弁１７０ａを開き、サプレッションプール１０９から補助ＲＨＲポンプ１５２へ水を流入させつつ、残りの水抜きを実施すればよい。これにより、補助ＲＨＲポンプ１５２への空気巻込の懸念なく、シュラウド外の水抜きを確実に完了できる。
【００５６】
なお、原子炉圧力容器１０２シュラウド内の水は、原子炉冷却材浄化系統１３０を経由して、低電導度廃液処理系統（LCW系統:Low Conductivity Waste Subsystem）へと排水することができる。かかる低電導度廃液処理系統への排水は、当業者にとって周知のため、その説明を省略する。
【００５７】
上記によれば、短時間で原子炉圧力容器１０２内の水をサプレッションプール１０９へと抜くことができる。水抜き経路１８０では、ろ過脱塩器（Ａ）１１０ｃを通過してサプレッションプール１０９へと排水されるため、抜かれる水に含まれた放射性スラッジは除去される。これより、安全性を確保しつつ、原子力発電所の定期点検にかかる期間を短縮することができる。
【００５８】
なお、上記では原子炉ウェルゲート１６８を用いて原子炉圧力容器１０２内の水を抜く場合について説明したが、本実施形態がかかる例に限定されることはない。例えば、原子炉圧力容器１０２内の水は、一般に原子炉仮閉鎖後ＣＵＷポンプ１３０ａを用いて低電導度廃液処理系統へと水抜きされるが、これに代えてまたは併用して、補助ＲＨＲポンプ１５２を用い水抜き経路１８０で水抜きを実施することができる。また、原子炉圧力容器１０２内の水抜きにとどまらずに、原子炉圧力容器１０２の上部に位置している原子炉ウェル１０４およびドライヤセパレータプール１０８の水抜きも補助ＲＨＲポンプ１５２を使用できる。
【００５９】
以上、上述した構成によれば、補助ＲＨＲポンプ１５２を用いた補助ＲＨＲポンプ冷却経路１７２を利用することにより、残留熱除去系統のＡ系統１２０ａまたはＢ系統１２０ｂの点検開始時期を早め、原子力発電所の定期点検にかかる期間を短縮可能することができる。また、補助ＲＨＲポンプ１５２は、サプレッションプール１０９の浄化、原子炉ウェル１０４への水張り、封水ポンプの代用などにも利用することができる。
【実施例】
【００６０】
次に、以下の実施例によって補助ＲＨＲポンプ１５２のポンプ容量Ｆについて具体的に示し、本実施形態をさらに詳細に説明する。以下、燃料集合体の一部を使用済み燃料プール１０６に移動させる燃料部分取出の場合と、全部を移動させる燃料全取出の場合についてそれぞれ説明する。
【００６１】
（燃料部分取出）
燃料集合体の一部が使用済み燃料プール１０６に移され、残りの燃料集合体が炉心に収容されたままとなる燃料部分取出の場合は、燃料集合体が炉心（原子炉圧力容器１０２）と使用済み燃料プール１０６に分散しているから、燃料プール冷却浄化系統１１０による除熱に加え、原子炉冷却材浄化系統１３０による除熱を行うことができる。
【００６２】
図２に示すように、残留熱除去系統のＡ系統１２０ａまたはＢ系統１２０ｂを不待機にするには、原子炉ウェル１０４満水後、崩壊熱が燃料プール冷却浄化系統１１０と原子炉冷却材浄化系統１３０とによって除熱可能となるまで待たなくてはならない。
【００６３】
すなわち、燃料プール冷却浄化系統１１０の除熱能力Ｑｆおよび原子炉冷却材浄化系統１３０の除熱能力Ｑｃをともに３Ｅ+６（ｋｃａｌ/ｈ）と算定すると、崩壊熱が６Ｅ＋１２（ｋｃａｌ/ｈ）（Ｄのライン）まで低下しなければ上記Ａ系統１２０ａまたはＢ系統１２０ｂを不待機とすることができない。崩壊熱が６Ｅ＋１２（ｋｃａｌ/ｈ）まで低下するのに要する時間ｔ３は、概して、原子炉停止２７０時間後（１１日間と６時間後）である。なお、Ｅは底が１０の常用対数である。
【００６４】
一方、原子炉停止から原子炉ウェル１０４満水に至るまでに要する時間ｔ１は、９６時間と算定することができる。すなわち、上記実施形態では、燃料プール冷却浄化系統１１０のＦＰＣ冷却経路１１２と、原子炉冷却材浄化系統１３０のＣＵＷ冷却経路１３２と、補助ＲＨＲポンプ１５２の補助ＲＨＲポンプ冷却経路１７２との併用により（Ｂのライン）、原子炉ウェル１０４満水時ｔ１から一方の残留熱除去系統１３０を不待機にできる。したがって、２７０時間−９６時間＝１７４時間も残留熱除去系統のＡ系統１２０ａまたはＢ系統１２０ｂの点検開始を早めることができる。
【００６５】
このときの補助ＲＨＲポンプ１５２のポンプ容量Ｆは、ＲＨＲポンプ１２０ｃのポンプ容量Ｆ０を１７００（ｍ3/ｈ）、原子炉停止９６時間後の崩壊熱Ｑ96を９．５Ｅ＋６（ｋｃａｌ/ｈ）、炉水（水）の比熱Ｃを１（ｋｃａｌ/ｋｇ℃）、ＲＨＲ熱交換器１２０ｄの入口温度と出口温度の水温差Δｔを２０（℃）とすると、以下の式２、式３を満たすように設定される。
Ｆ＜Ｆ０＝１７００ｍ3/ｈ  …（式２）
Ｆ≧（Ｑ96−Ｑｆ−Ｑｃ）÷（Ｃ×Δｔ）＝１７５ｍ3/ｈ  …（式３）
【００６６】
よって、概して、補助ＲＨＲポンプ１５２のポンプ容量Ｆは、ＲＨＲポンプ１２０ｃのポンプ容量Ｆ０の１割程度に設定すれば足りる。これにより、補助ＲＨＲポンプ１５２の大きさも大きくならず、スペースに限りがある既設の沸騰水型原子炉１００でも容易に設置することができる。
【００６７】
（燃料全取出）
炉内点検、炉内修理改造工事、水没弁の点検等を実施する場合には、炉心から全ての燃料集合体が取り出される。全ての燃料集合体が使用済み燃料プール１０６に移された後は（時間ｔ２より後は）、炉心の崩壊熱を除去する原子炉冷却材浄化系統１３０による除熱は期待することができない。炉心から全燃料集合体を使用済み燃料プール１０６に移動させるまで（原子炉冷却材浄化系統１３０による除熱が期待できなくなるまで）に、原子炉停止から２６４時間かかると算定される。
【００６８】
これより、図２に示すように、補助ＲＨＲポンプ１５２を利用し得ない従来は、残留熱除去系統のＡ系統１２０ａまたはＢ系統１２０ｂを不待機にするには、炉心から全燃料集合体を使用済み燃料プール１０６に移動させた後（２６４時間後）に、崩壊熱が燃料プール冷却浄化系統１１０によって除去可能でなければならない。
【００６９】
すなわち、燃料プール冷却浄化系統１１０の除熱能力Ｑｆを３Ｅ+６（ｋｃａｌ/ｈ）と算定すると、かかる全燃料集合体の移動後に、崩壊熱が３Ｅ＋６（ｋｃａｌ/ｈ）まで低下しなければ上記Ａ系統１２０ａまたはＢ系統１２０ｂを不待機とすることができない（図２のＥのライン）。崩壊熱が３Ｅ＋６（ｋｃａｌ/ｈ）まで低下するのに要する時間ｔ４は、概して、原子炉停止１２８８時間後（５３日間と１６時間後）である。
【００７０】
一方、上記実施形態では、燃料プール冷却浄化系統１１０のＦＰＣ冷却経路１１２と、補助ＲＨＲポンプ１５２の補助ＲＨＲポンプ冷却経路１７２との併用により、全燃料集合体の移動後の崩壊熱を除去可能とすることができる。
【００７１】
このときの補助ＲＨＲポンプ１５２のポンプ容量Ｆは、ＲＨＲポンプ１２０ｃのポンプ容量Ｆ０を１７００（ｍ3/ｈ）、原子炉停止２６４時間後の崩壊熱Ｑ264を６．３Ｅ＋６（ｋｃａｌ/ｈ）、炉水（水）の比熱Ｃを１（ｋｃａｌ/ｋｇ℃）、ＲＨＲ熱交換器１２０ｄの入口温度と出口温度の水温差Δｔを２０（℃）とすると、以下の式４、式５を満たすように設定される。
Ｆ＜Ｆ０＝１７００ｍ3/ｈ  …（式４）
Ｆ≧（Ｑ264−Ｑｆ−Ｑｃ）÷（Ｃ×Δｔ）＝１５５ｍ3/ｈ  …（式５）
【００７２】
上記の例では、補助ＲＨＲポンプ１５２のポンプ容量は、原子炉ウェル１０４満水時に不待機とするための容量（式３）の方が、燃料全取出完了時に不待機とするための容量（式５）より多い。すなわち図２において、時間ｔ２の崩壊熱がＣのラインより下にある。このことから、式３を満たせば、式５を満たせることがわかる。
【００７３】
これより、上記実施形態ではポンプ容量Ｆ≧１７５ｍ3/ｈの補助ＲＨＲポンプ１５２を用いることで、燃料全取出の定期点検の場合には１２８８時間−９６時間＝１１９２時間も残留熱除去系統のＡ系統１２０ａまたはＢ系統１２０ｂの点検開始を早めることができる。概して、かかるポンプ容量Ｆは、ＲＨＲポンプ１２０ｃのポンプ容量Ｆ０の１割程度に設定されるため、補助ＲＨＲポンプ１５２の大きさも大きくならず、スペースに限りがある既設の沸騰水型原子炉１００でも容易に設置することができる。
【００７４】
（サプレッションプールの浄化）
次に、上記式３および式５に基づき、残留熱除去系統のＡ系統１２０ａの補助ＲＨＲポンプ１５２のポンプ容量Ｆを１７５ｍ3/ｈに設定し、且つＢ系統１２０ｂに同じポンプ容量（１７５ｍ3/ｈ）の不図示の補助ＲＨＲポンプを備えるものとして、サプレッションプール１０９の浄化、およびドライヤセパレータプール１０８、原子炉ウェル１０４の水張りについて説明する。
【００７５】
サプレッションプール１０９の容量は、概して４０００ｍ3である。上記Ａ系統１２０ａの補助ＲＨＲポンプ１５２およびＢ系統１２０ｂの補助ＲＨＲポンプの容量を合算すると３５０ｍ3/ｈである。故に、以下の式６よりサプレッションプール１０９に容量いっぱいに水が貯留されている場合には、約１１．５時間でその水全体を１循環させることが可能である。
４０００ｍ3÷３５０ｍ3/ｈ≒１１．５ｈ  …（式６）
【００７６】
（原子炉ウェルの水張り）
原子炉ウェル１０４とドライヤセパレータプール１０８の容量を併せると、概して、約１６００ｍ3である。現状設備による水張り能力は、復水補給水系統（MUWC系統:Make Up Water Condensate）が１２０ｍ3/ｈ×２、制御棒駆動機構が２０ｍ3/ｈであるので、その合算は２６０ｍ3/ｈとなる。したがって、現状の水張りに要する時間は以下の式７より、６．２時間程度である。
１６００ｍ3÷２６０ｍ3/ｈ≒６.２ｈ  …（式７）
【００７７】
残留熱除去系統のＡ系統１２０ａの補助ＲＨＲポンプ１５２およびＢ系統１２０ｂの補助ＲＨＲポンプを水張りに使用することで、現状設備による水張り能力２６０ｍ3/ｈに、これらの容量
（１７５ｍ3/ｈ×２）を加えた水張りを実施できる。よって、これらを使用した場合の水張りに要する時間は、以下の式８より２．７時間程度となる。
１６００ｍ3÷（２６０ｍ3/ｈ＋１７５ｍ3/ｈ×２）≒２．７ｈ  …（式８）
【００７８】
上記より、補助ＲＨＲポンプを用いることで、現状設備の半分以下程度の時間で水張りを完了することができる。ドライヤセパレータプール１０８および原子炉ウェル１０４の水張りは定期点検の都度行う作業のため、かかる短縮による貢献は多大なものである。
【００７９】
以上、添付図面を参照しながら本発明の好適な実施形態について説明したが、本発明はかかる例に限定されないことは言うまでもない。当業者であれば、特許請求の範囲に記載された範疇内において、各種の変更例または修正例に想到し得ることは明らかであり、それらについても当然に本発明の技術的範囲に属するものと了解される。
【産業上の利用可能性】
【００８０】
本発明は、沸騰水型原子炉およびその水抜き方法として利用することができる。
【符号の説明】
【００８１】
１００…沸騰水型原子炉、１０２…原子炉圧力容器、１０２ａ…Ｎ１ノズル、１０２ｂ…給水スパージャ、１０４…原子炉ウェル、１０６…使用済み燃料プール、１０８…ドライヤセパレータプール、１０９…サプレッションプール、１１０…燃料プール冷却浄化系統、１１０ａ…スキマサージタンク、１１０ｂ…ＦＰＣポンプ、１１０ｃ…ろ過脱塩器（Ａ）、１１０ｄ…ろ過脱塩器（Ｂ）、１１０ｅ…ＦＰＣ熱交換器、１１２…ＦＰＣ冷却経路、１２０…残留熱除去系統、１２０ａ…残留熱除去系統のＡ系統、１２０ｂ…残留熱除去系統のＢ系統、１２０ｃ…ＲＨＲポンプ、１２０ｄ…ＲＨＲ熱交換器、１２２…ＲＨＲ冷却経路、１２４…Ｓ/Ｐ接続配管、１２６…ＲＨＲ熱交換器入口配管、１３０…原子炉冷却材浄化系統、１３０ａ…ＣＵＷポンプ、１３０ｂ…ＣＵＷ熱交換器、１３０ｃ…ろ過脱塩器、１３２…ＣＵＷ冷却経路、１４０…原子炉再循環系統、１４０ａ…ＰＬＲポンプ、１５０…補助ＲＨＲポンプ入口配管、１５２…補助ＲＨＲポンプ、１５４…補助ＲＨＲポンプ出口配管、１５６ａ、１５６ｂ、１６２ａ、１６２ｂ、１６２ｃ、１６５ａ、１７０ａ…弁、１５８…脱塩器接続配管、１６０…Ｓ／Ｐ戻り配管、１６４…ＤＳＰ接続配管、１６６…バイパス配管、１６８…原子炉ウェルゲート、１６８ａ…隔壁、１６８ｂ…ダクト、１７２…補助ＲＨＲポンプ冷却経路、１７４…サプレッションプール浄化経路、１７６…ウェル水張り経路、１７８…ＲＨＲポンプ封水経路、１８０…水抜き経路、２００…ハッチング領域
【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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