(57)【要約】【課題】使用済み燃料プールの冷却を維持しつつ、原子炉ウェルおよびドライヤセパレータプールの水抜きに要する時間を大幅に削減可能な技術を提供することを目的とする。【解決手段】本発明にかかる原子炉のプール水の排水設備１００は、原子炉ウェル１０２内の水を抜く原子炉ウェル水抜きライン１０２ａと、ドライヤセパレータプール１０６内の水を抜くＤＳＰ水抜きライン１０６ａと、これらが合流する合流ライン１１６と、燃料プール冷却浄化系統１１０と、燃料プール冷却浄化系統１１０に接続する手前側で合流ライン１１６から分岐し、残留熱除去系統１１２のＳＦＰ冷却モードライン１１２ｄに接続する分岐ライン１２８とを有し、原子炉ウェル１０２およびドライヤセパレータプール１０６内の水を、合流ライン１１６からＳＦＰ冷却モードライン１１２ｄを経てサプレッションプール１１４へと水抜きすることを特徴とする。【選択図】図４
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉ウェル内の水を抜き出す原子炉ウェル水抜きラインと、
ドライヤセパレータプール内の水を抜き出すＤＳＰ水抜きラインと、
前記原子炉ウェル水抜きラインおよびＤＳＰ水抜きラインが合流する合流ラインと、
使用済み燃料プール内の水を循環させて冷却および浄化する燃料プール冷却浄化系統と、
前記合流ラインが前記燃料プール冷却浄化系統に接続する手前側で該合流ラインから分岐し、残留熱除去系統の使用済み燃料プール冷却モードのラインに接続する分岐ラインと、
を有し、
前記原子炉ウェルおよびドライヤセパレータプール内の水を、前記合流ラインから前記残留熱除去系統の使用済み燃料プール冷却モードのラインを経てサプレッションプールへと水抜きすることを特徴とする原子炉のプール水の排水設備。
【請求項２】
前記分岐ラインの配管は、前記合流ラインの配管から上側に分岐していることを特徴とする請求項１に記載の原子炉のプール水の排水設備。
【請求項３】
前記合流ラインと、前記残留熱除去系統の使用済み燃料プール冷却モードのラインとが同一のポンプ室内を通過し、該ポンプ室内で前記分岐ラインによって連結していることを特徴とする請求項１に記載の原子炉のプール水の排水設備。
【請求項４】
原子炉ウェルと使用済み燃料プールとの間にＳＦＰゲートを挿入し、
前記原子炉ウェルおよびドライヤセパレータプールの下方から排出した水を合流し、
合流した水を前記残留熱除去系統の使用済み燃料プール冷却モードのラインからサプレッションプールに、燃料プール冷却浄化系統を回避して排出することを特徴とする原子炉ウェルおよびドライヤセパレータプールの水抜き方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉のプール水の排水設備、並びに、原子炉ウェルおよびドライヤセパレータプール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】
上記のような原子炉（原子力発電プラント）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。かかる定期点検の際には、常時水が張られている使用済み燃料プール（ＳＦＰ：Spent Fuel Pool）に加え、原子炉ウェルおよびドライヤセパレータプール（ＤＳＰ：Dryer Separator Pool）にも水が張られる。そして、点検が終了して原子炉を復旧する際に、原子炉ウェルおよびドライヤセパレータプールの水は、サプレッションプール（Ｓ／Ｐ：Suppression／Pool）や低電導度廃液処理系統（ＬＣＷ：Low Conductivity Waste Subsystem）へと水抜きされる。
【０００４】
従来、この水抜きは、原子炉ウェルおよびドライヤセパレータプールに充分な水量が存在する場合、燃料プール冷却浄化系統（ＦＰＣ：Fuel Pool Cooling and Filtering System）のポンプを使用してサプレッションプールへと水抜きするとともに、原子炉圧力容器の下部の配管から低電導度廃液処理系統へと水抜きしていた。そして、原子炉ウェルやドライヤセパレータプールの水量が少なくなる（底面から約１ｍ程度になる）と、燃料プール冷却浄化系統のポンプの有効吸込ヘッド（ＮＰＳＨ：Net Positive Suction Head）が不足するので、原子炉圧力容器の下部の配管のみから低電導度廃液処理系統へと水抜きしていた。
【０００５】
しかし、燃料プール冷却浄化系統のポンプを使用してサプレッションプールへと水抜きする場合には、使用済み燃料プールが無冷却状態となる。すると使用済み燃料プールに収容された燃料の発熱量によっては、使用済み燃料プールの温度が上昇してしまうおそれがある。これより、原子炉ウェルおよびドライヤセパレータプールに充分な水量が存在する場合であっても、原子炉圧力容器の下部の配管のみから低電導度廃液処理系統へと水抜きすることもあった。
【０００６】
しかし、原子炉圧力容器の下部の配管から低電導度廃液処理系統へと水抜きする場合には、低電導度廃液処理系統へと排水された放射性廃液の処理を行うラドウエストの処理容量の制限から１時間当たり３０ｍ３程度しか抜くことができない問題があった。そのため、原子炉ウェルおよびドライヤセパレータプールに張られた全ての水を、原子炉圧力容器の下部の配管から低電導度廃液処理系統へと水抜きする場合には、おおむね３６時間程度もの時間が必要であった。なお、原子炉ウェルやドライヤセパレータプールの水量が少なくなって（底面から約１ｍ程度になって）から、原子炉圧力容器の下部の配管のみで低電導度廃液処理系統へ水抜きする上記手法であっても、概して８時間程度の時間が必要であった。
【０００７】
特許文献１には、ドライヤセパレータプールから燃料プール冷却浄化系統のポンプの吸込側につながる排水配管と、この排水配管を分岐してサプレッションプール浄化系統（ＳＰＣＵ：Suppression Pool water Clean Up system）のポンプの吸込側につながるドレン配管とを設ける技術が開示されている。これにより、燃料プール冷却浄化系統のポンプとサプレッションプール浄化系統のポンプを利用して、ドライヤセパレータプールの水を速やかに排出することができるとされている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００８】
【特許文献１】特開平９−３２９６８４号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００９】
しかしながら、特許文献１の技術では、２つのポンプに排水を頼ることとなるので、有効吸込ヘッドを考慮しなければならない点については変わらない。そして、当然ながらこれらのポンプの吸込容量を併せた範囲内でしか水抜きを行うことはできない。よって、水抜きにかかる時間を大幅に削減することは困難である。
【００１０】
また、特許文献１の技術では、そもそも使用済み燃料プールが無冷却状態となる課題を解決することができない。特許文献１の構成において使用済み燃料プールの温度が上昇した場合にサプレッションプール浄化系統のみから排出することは可能と考えられるが、それでは排水に時間がかかってしまう。
【００１１】
本発明は、このような課題に鑑みてなされたものであり、使用済み燃料プールの冷却を維持しつつ、原子炉ウェルおよびドライヤセパレータプールの水抜きに要する時間を大幅に削減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】
【００１２】
上記課題を解決するために本発明にかかる原子炉のプール水の排水設備の代表的な構成は、原子炉ウェル内の水を抜き出す原子炉ウェル水抜きラインと、ドライヤセパレータプール内の水を抜き出すＤＳＰ水抜きラインと、原子炉ウェル水抜きラインおよびＤＳＰ水抜きラインが合流する合流ラインと、使用済み燃料プール内の水を循環させて冷却および浄化する燃料プール冷却浄化系統と、合流ラインが燃料プール冷却浄化系統に接続する手前側でこの合流ラインから分岐し、残留熱除去系統の使用済み燃料プール冷却モードのラインに接続する分岐ラインとを有し、原子炉ウェルおよびドライヤセパレータプール内の水を、合流ラインから残留熱除去系統の使用済み燃料プール冷却モードのラインを経てサプレッションプールへと水抜きすることを特徴とする。
【００１３】
かかる構成によれば、原子炉ウェルおよびドライヤセパレータプールの水抜きを、ポンプ等の動力源を必要とせずサプレッションプールとの水位差（落差）により極めて迅速に行うことができる。当然ながら、ポンプの有効吸込ヘッドを考慮する必要がないので、最後まで一気に（１段階で）水を抜くことが可能である。
【００１４】
また、燃料プール冷却浄化系統を回避し、他の系統（残留熱除去系統）を経由してサプレッションプールへと水抜きを行うことから、燃料プール冷却浄化系統によって使用済み燃料プールの冷却を維持することが可能である。
【００１５】
上記分岐ラインの配管は、合流ラインの配管から上側に分岐しているとよい。これにより、原子炉ウェルやドライヤセパレータプールの底部、あるいは各ラインの配管に堆積しているスラッジ等を、重量差によって分岐ラインに流入させにくくすることができる。
【００１６】
当該原子炉のプール水の排水設備は、上記合流ラインと、残留熱除去系統の使用済み燃料プール冷却モードのラインとが同一のポンプ室内を通過し、このポンプ室内で分岐ラインによって連結しているとよい。これにより、好適にラインをつなぐことが可能である。すなわち、ポンプ室は縦、横ともにせいぜい３〜５ｍくらいなので、短い分岐ライン（配管）を設けるのみで（原子炉の構造変更を殆ど要せず）上述した効果を奏することが可能である。
【００１７】
上記課題を解決するために本発明にかかる原子炉ウェルおよびドライヤセパレータプールの水抜き方法の代表的な構成は、原子炉ウェルと使用済み燃料プールとの間にＳＦＰゲートを挿入し、原子炉ウェルおよびドライヤセパレータプールの下方から排出した水を合流し、合流した水を残留熱除去系統の使用済み燃料プール冷却モードのラインからサプレッションプールに、燃料プール冷却浄化系統を回避して排出することを特徴とする。
【００１８】
かかる構成によれば、使用済み燃料プールの冷却を維持しつつ、原子炉ウェルおよびドライヤセパレータプールの水抜きに要する時間を大幅に削減することができる。これにより、原子炉復旧までの時間が短縮されることから、延いては原子炉の設備利用率の向上にもつながる。なお、上述した原子炉のプール水の排水設備における技術的思想に対応する構成要素やその説明は、当該原子炉ウェルおよびドライヤセパレータプールの水抜き方法にも適用される。
【発明の効果】
【００１９】
本発明によれば、使用済み燃料プールの冷却を維持しつつ、原子炉ウェルおよびドライヤセパレータプールの水抜きに要する時間を大幅に削減可能な技術を提供することができる。
【図面の簡単な説明】
【００２０】
【図１】本実施形態にかかる原子炉のプール水の排水設備の概略図である。
【図２】燃料プール冷却浄化系統の各ライン（配管経路）の詳細について例示する図である。
【図３】原子炉のプール水の排水設備にＳＦＰゲートを挿入した図である。
【図４】原子炉のプール水の排水設備の第１の水抜き経路を説明する図である。
【図５】原子炉のプール水の排水設備の第２の水抜き経路を説明する図である。
【図６】原子炉のプール水の排水設備の水抜き完了後の状態を例示する図である。
【図７】比較例としての原子炉のプール水の排水設備の水抜き経路を説明する図である。
【図８】比較例としての原子炉のプール水の排水設備の水抜き経路を説明する図である。
【図９】比較例としての原子炉のプール水の排水設備の他の水抜き経路を説明する図である。
【発明を実施するための形態】
【００２１】
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。
【００２２】
図１は、本実施形態にかかる原子炉のプール水の排水設備１００の概略図である。図１に例示するように、原子炉復旧前において、定期点検時の燃料交換作業や炉内作業に伴う放射線被爆防止のため原子炉ウェル１０２には一時的に水が張られている。同様に、定期点検時において、炉内構造物等が仮置きされるドライヤセパレータプール１０６も一時的に水が張られている。
【００２３】
使用済み燃料プール１０４は、炉内から取り出した燃料等を貯蔵するため、常時水が張られている。使用済み燃料プール１０４には、スキマサージタンク１０８が隣接して設けられる。スキマサージタンク１０８は、使用済み燃料プール１０４からオーバーフローした水を受けて、燃料プール冷却浄化系統１１０（ＦＰＣ系統）へと送出する。
【００２４】
使用済み燃料プール１０４に張られた水は、適切な温度以下に保たれるように、燃料プール冷却浄化系統１１０または残留熱除去系統１１２（ＲＨＲ系統）、あるいはその両方にて冷却される。
【００２５】
燃料プール冷却浄化系統１１０は、ＦＰＣポンプ１１０ａ、ろ過脱塩装置１１０ｂ（ＦＰＣフィルターデミ）およびＦＰＣ熱交換器１１０ｃを有し、スキマサージタンク１０８より送出された水を浄化、冷却し、再び使用済み燃料プール１０４へと戻す。すなわち、燃料プール冷却浄化系統１１０は、使用済み燃料プール１０４の水を所定の基準（温度等）内に保つ役割を担っている。
【００２６】
残留熱除去系統１１２は、原子炉停止後の崩壊熱を除去する停止時冷却、原子炉隔離時（復水・給水停止状態）の崩壊熱と残留熱の除去、および原子炉冷却材喪失時の炉心冷却等を行う系統である。詳細には、残留熱除去系統１１２は、ＲＨＲ（Ａ）系統とＲＨＲ（Ｂ）系統のほぼ相互対象な２系統で構成され、それぞれにＲＨＲポンプ１１２ａおよびＲＨＲ熱交換器１１２ｂが備えられている。残留熱除去系統１１２は様々な機能を有する系統であり、使用済み燃料プール１０４の冷却もその１つである。
【００２７】
サプレッションプール１１４は、事故時に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。
【００２８】
原子炉再循環系統１２２（ＰＬＲ系統：Primary Loop Recirculation System）は、原子炉圧力容器１２０から冷却水を取り出し、ＰＬＲポンプ１２２ａ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１２２ａの回転数を変化させることで、原子炉出力が調節される。なお、原子炉再循環系統１２２は、原子炉圧力容器１２０を挟んで対に形成されている。
【００２９】
原子炉冷却材浄化系統１２４（ＣＵＷ系統：Clean Up Water System）は、原子炉内の冷却水に含まれる不純物を除去し、水質を維持するための系統である。原子炉冷却材浄化系統１２４は、原子炉の起動、停止時および点検中において余剰水を排出して、原子炉の水位を制御する役割も担っている。本実施形態では、原子炉冷却材浄化系統１２４のＣＵＷポンプ１２４ａを使用して、原子炉圧力容器１２０内の水を低電導度廃液処理系統へと排出する。
【００３０】
低電導度廃液処理系統は、原子炉建屋内の機器からの排水や漏洩水、試料採取ラインの廃液等で、水質的に清浄な水を処理する系統である。低電導度廃液処理系統に排出された水は、最終的に不図示のラドウエストへと送られ処理される。
【００３１】
原子炉ウェル１０２の下部には、原子炉ウェル水抜きライン１０２ａが接続されている。同様に、ドライヤセパレータプール１０６の下部には、ＤＳＰ水抜きライン１０６ａが接続されている。原子炉ウェル水抜きライン１０２ａおよびＤＳＰ水抜きライン１０６ａは、合流ライン１１６にて合流する。合流ライン１１６は、燃料プール冷却浄化系統１１０に接続している。
【００３２】
ここで、本実施形態においては合流ライン１１６には、燃料プール冷却浄化系統１１０に接続する手前側より分岐し、残留熱除去系統１１２の使用済み燃料プール冷却モードのライン（以下、ＳＦＰ冷却モードライン１１２ｄと称する）に接続する分岐ライン１２８を新設する。そして、本実施形態ではかかる分岐ライン１２８から、燃料プール冷却浄化系統１１０を介さずにＳＦＰ冷却モードライン１１２ｄへと流入させる経路で、原子炉ウェル１０２およびドライヤセパレータプール１０６に張られた水を抜く。
【００３３】
図２は、燃料プール冷却浄化系統１１０の各ライン（配管経路）の詳細について例示する図である。図２に例示するように、一般的な原子炉（原子力発電プラント）では、合流ライン１１６とＳＦＰ冷却モードライン１１２ｄとが、同一のポンプ室１２６内を通過している。
【００３４】
本実施形態の特徴たる分岐ライン１２８は、このポンプ室１２６内で合流ライン１１６とＳＦＰ冷却モードライン１１２ｄとを連結する。ポンプ室１２６は縦、横ともにせいぜい３〜５ｍくらいなので、分岐ライン１２８の新設に当たっては短い配管を敷設するのみでよい。すなわち、原子炉の構造変更を殆ど要さないため、分岐ライン１２８の新設によって弊害が生じるおそれも皆無である。
【００３５】
仮に原子炉ウェル１０２およびドライヤセパレータプール１０６からサプレッションプール１１４へ排水したいと考えた場合に、これらを直接的に接続する配管を設けることを構想する可能性もある。しかし、原子炉周辺は複数の階層（床）が形成されており、原子炉ウェル１０２およびドライヤセパレータプール１０６からサプレッションプール１１４までは５層ほどものフロアを貫通させなければならない。また、原子炉の周辺には、既に非常に多くの配管が張り巡らされている。このため、そのような配管は新設の原子炉であっても大幅な設計変更を要し、また既設の原子炉では原子炉の周辺に上下方向に貫通する配管を設けることは事実上不可能である。
【００３６】
しかし、上記のようにポンプ室１２６内で合流ライン１１６とＳＦＰ冷却モードライン１１２ｄとを連結することにより、既設配管を利用して、原子炉ウェル１０２およびドライヤセパレータプール１０６からサプレッションプール１１４へ連通する経路を形成することができる。すなわち、フロアや壁を貫通させることなく、極めて短い配管（３〜５ｍ程度）を追加するだけでよいため、大規模な工事や配管スペースを要することがなく、容易に実現が可能である。
【００３７】
なお、分岐ライン１２８の配管は、合流ライン１１６の配管から上側に分岐するように形成する。これにより、原子炉ウェル１０２やドライヤセパレータプール１０６の底部、あるいは各ラインの配管に堆積しているスラッジ等を、重量差によって分岐ライン１２８に流入させ難くすることができる。
【００３８】
以下、原子炉ウェル１０２およびドライヤセパレータプール１０６の水を排出して、原子炉を復旧させる過程について説明する。
【００３９】
図３は、原子炉のプール水の排水設備１００にＳＦＰゲート１０４ａを挿入した図である。図３に例示するように、まず原子炉ウェル１０２と使用済み燃料プール１０４とを隔てるＳＦＰゲート１０４ａを挿入する。これにより、原子炉ウェル１０２およびドライヤセパレータプール１０６の水抜きを実施しても、独立して使用済み燃料プール１０４の水量が維持される。そして本実施形態では燃料プール冷却浄化系統１１０の経路を排水に利用しないため、燃料プール冷却浄化系統１１０による使用済み燃料プール１０４の冷却を継続することができる。
【００４０】
図４は原子炉のプール水の排水設備１００の第１の水抜き経路を説明する図である。図５は原子炉のプール水の排水設備１００の第２の水抜き経路を説明する図である。なお、以下の水抜き経路（流入経路）は、それぞれのラインに備えられた弁の開閉を調節することにより選択される。
【００４１】
図４および図５に例示するように、ＤＳＰ水抜きライン１０６ａおよび原子炉ウェル水抜きライン１０２ａから流出した水は分岐ライン１２８に流入し、残留熱除去系統１１２のＳＦＰ冷却モードライン１１２ｄを通じてサプレッションプール１１４へと水抜きされる。詳細には、図４に例示する第１の水抜き経路は、原子炉ウェル水抜きライン１０２ａから直接サプレッションプール１１４へと至る経路である。図５に例示する第２の水抜き経路は、原子炉ウェル水抜きライン１０２ａから、ＲＨＲポンプ１１２ａを介して、サプレッションプール１１４に至る経路である。また、第１および第２の水抜き経路を両方併用することもできる。
【００４２】
本実施形態において水抜きは、原子炉ウェル１０２およびドライヤセパレータプール１０６とサプレッションプール１１４の水位差（落差）を利用して、重力で水抜きを行う。したがって、ポンプの有効吸込ヘッド（ＮＰＳＨ）の問題が生じず、水抜きの開始から終了まで経路を変更する必要がない。なお図５に例示する第２の水抜き経路では、ＲＨＲポンプ１１２ａを水圧によって空転させることで、支障なく水を通過させることができる。
【００４３】
なお、図４および図５では、残留熱除去系統１１２のＲＨＲ（Ａ）系統およびＲＨＲ（Ｂ）系統の両方を用いて、サプレッションプール１１４へと水抜きするように図示しているが、ＲＨＲ（Ａ）系統のみを用いてサプレッションプール１１４へと水抜きをしてもよい。また、ＲＨＲ（Ｂ）系統のみを用いて、サプレッションプール１１４へと水抜きしてもよい。
【００４４】
また、図４および図５に例示するように、上記のサプレッションプール１１４への水抜きと併せて、さらに低電導度廃液処理系統への水抜きを実施するとよい。ここでは、ＣＵＷポンプ１２４ａを使用して、原子炉圧力容器１２０の下部に接続された原子炉再循環系統１２２および原子炉冷却材浄化系統１２４の配管を通じて、低電導度廃液処理系統へと水抜きを実施する。これにより、さらに迅速に原子炉ウェル１０２およびドライヤセパレータプール１０６に張られた水を抜くことができる。
【００４５】
図６は、原子炉のプール水の排水設備１００の水抜き完了後の状態を例示する図である。本実施形態によれば、図６に例示する状態まで燃料プール冷却浄化系統１１０による使用済み燃料プール１０４の冷却を継続することができる。このように、水抜きの開始前から完了後まで、継続して使用済み燃料プール１０４の冷却を行うことができるため、使用済み燃料プール１０４の温度上昇を招くおそれが全くない。
【００４６】
表１は、新設する分岐ライン１２８およびＳＦＰ冷却モードライン１１２ｄの配管口径、管内流速、水抜き時間の関係を示している。表１に示すように、本実施形態では、配管口径３００ｍｍで４．５ｍ／ｓの条件下では、わずか２時間程度で水抜きを完了することが可能である。また、配管口径が２００ｍｍ、管内流速３ｍ／sの条件下でも６．５時間程度で水抜きを完了することが可能である。したがって、上述したように従来は８時間から３６時間を要していたところ、大幅な時間短縮を図れることが理解される。
【００４７】
【表１】
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【００４８】
図７および図８は、比較例としての原子炉のプール水の排水設備１０の水抜き経路を説明する図である。また、図９は、比較例としての原子炉のプール水の排水設備１０の他の水抜き経路を説明する図である。以下、図７および図８、並びに図９と比較しながら、本実施形態にかかる原子炉のプール水の排水設備１００が奏する効果について対比して説明する。
【００４９】
図７および図８は、従来の原子炉のプール水の排水設備１０の水抜き経路を例示している。図７に例示するように、原子炉ウェル１２およびドライヤセパレータプール１６に張られた水は、まずサプレッションプール２４および低電導度廃液処理系統の両方に排出される。
【００５０】
サプレッションプール２４への水抜きは、ＦＰＣポンプ２１ａを使用して実施される。詳細には、原子炉ウェル水抜きライン１２ａおよびＤＳＰ水抜きライン１６ａから、燃料プール冷却浄化系統２１（ＦＰＣポンプ２１ａ）および残留熱除去系統２２を経由して、サプレッションプール２４へと排出される。一方、低電導度廃液処理系統への水抜きは、原子炉圧力容器２０の下部に接続する配管から実施される。
【００５１】
そして、図８に例示するように、原子炉ウェル１２やドライヤセパレータプール１６の水量が少なくなり（底面から約１ｍ程度になる）、ＦＰＣポンプ２１ａの有効吸込ヘッド（ＮＰＳＨ）が不足しそうになったら、低電導度廃液処理系統へのみ水抜きを実施する。
【００５２】
しかし、上述した構成では、サプレッションプール２４へと水抜きを実施している間、使用済み燃料プール１４の冷却を維持することができない。サプレッションプール２４の冷却が停止されると４〜５時間で６５℃を超えると評価されている。そのため、途中で低電導度廃液処理系統への水抜きのみに切り替えることも想定される。
【００５３】
また、燃料プール冷却浄化系統２１を流れる流量は、最大でも３００ｍ３／ｈ程度に制限されるため、迅速に水抜きを実施できるとは言い難い。その上、最初はサプレッションプール２４および低電導度廃液処理系統の両方に水を排出し、原子炉ウェル１２やドライヤセパレータプール１６の水量が少なくなったら低電導度廃液処理系統のみに水を排出するという２段階のステップが必要であるので手間もかかる。
【００５４】
図９は、従来の原子炉のプール水の排水設備１０の他の水抜き経路を例示している。図９に例示するように、何らかの理由でサプレッションプール２４へと水抜きできない場合には、最初から低電導度廃液処理系統のみに水抜きする手法も採用されている。しかし、低電導度廃液処理系統へは、１時間当たり３０ｍ３程度しか抜くことができない。一方、原子炉ウェル１２とドライヤセパレータプール１６には、概して合計約２０００ｍ３の水が張られる。そのため、低電導度廃液処理系統のみで水抜きを実施する場合には、膨大な時間がかかってしまう。
【００５５】
上記の従来技術に対して、図１〜図２を参照して説明した原子炉のプール水の排水設備１００では、原子炉ウェル１０２およびドライヤセパレータプール１０６の水抜きをポンプ等の動力源を必要とせず、サプレッションプールとの水位差（落差）により極めて迅速に行うことができる。当然ながら、ポンプの有効吸込ヘッド（ＮＰＳＨ）を考慮する必要がないので、最後まで一気に（１段階で）水を抜くことが可能である。
【００５６】
また、燃料プール冷却浄化系統１１０を回避し、他の系統（残留熱除去系統１１２）を経由してサプレッションプール１１４へと水抜きを行うことから、燃料プール冷却浄化系統１１０によって使用済み燃料プール１０４の冷却を維持することが可能である。
【００５７】
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、本発明は係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】
【００５８】
本発明は、原子炉のプール水の排水設備、並びに、原子炉ウェルおよびドライヤセパレータプールの水抜き方法として利用することができる。
【符号の説明】
【００５９】
１００…原子炉のプール水の排水設備、１０２…原子炉ウェル、１０２ａ…原子炉ウェル水抜きライン１０４…使用済み燃料プール、１０４ａ…ＳＦＰゲート、１０６…ドライヤセパレータプール、１０６ａ…ＤＳＰ水抜きライン、１０８…スキマサージタンク、１１０…燃料プール冷却浄化系統、１１０ａ…ＦＰＣポンプ、１１０ｂ…ろ過脱塩装置、１１０ｃ…ＦＰＣ熱交換器、１１２…残留熱除去系統、１１２ａ…ＲＨＲポンプ、１１２ｂ…ＲＨＲ熱交換器、１１２ｃ…原子炉ウェル接続ライン、１１２ｄ…ＳＦＰ冷却モードライン、１１４…サプレッションプール、１１６…合流ライン、１２０…原子炉圧力容器、１２２…原子炉再循環系統、１２２ａ…ＰＬＲポンプ、１２４…原子炉冷却材浄化系統、１２４ａ…ＣＵＷポンプ、１２６…ポンプ室、１２８…分岐ライン
【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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