(57)【要約】【課題】  本発明は、既存の設備に手を加えることなく、原子炉停止時の角落としを早めることが可能な炉水冷却方法および原子力発電所を提案する。【解決手段】  第２系統の残留熱除去系（ＲＨＲ）を待機させながら第１系統のＲＨＲによって原子炉圧力容器（ＲＰＶ）内または使用済燃料プール（ＳＦＰ）内の炉水を冷却する炉水冷却方法において、炉水を冷却する予備除熱手段と、原子炉圧力容器または使用済燃料プールに対して注排水する補助除熱手段とを待機させておき、予備除熱手段と補助除熱手段の除熱能力の合計が炉水内にある燃料からの発生熱量を上回った段階で、第２系統のＲＨＲの待機を終了す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】
第２系統の残留熱除去系（ＲＨＲ）を待機させながら第１系統のＲＨＲによって原子炉圧力容器（ＲＰＶ）内または使用済燃料プール（ＳＦＰ）内の炉水を冷却する炉水冷却方法において、
炉水を冷却する予備除熱手段と、前記原子炉圧力容器または前記使用済燃料プールに対して注排水する補助除熱手段とを待機させておき、
前記予備除熱手段と前記補助除熱手段の除熱能力の合計が炉水内にある燃料からの発生熱量を上回った段階で、前記第２系統のＲＨＲの待機を終了することを特徴とする炉水冷却方法。
【請求項２】
前記予備除熱手段として、前記原子炉圧力容器内の炉水を冷却する原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ）と、前記使用済燃料プール内の炉水を冷却する燃料プール冷却浄化系（ＦＰＣ）とを用い、
前記補助除熱手段として、前記原子炉圧力容器に対して注水する復水補給水系（ＭＵＷＣ）と前記使用済燃料プールに対して注水する燃料プール補給水系（ＦＰＭＵＷ）のいずれか一方または両方と、前記使用済燃料プールから圧力抑制室に排水する排水経路とを用いることを特徴とする請求項１に記載の炉水冷却方法。
【請求項３】
炉水の冷却を開始する前に、あらかじめ前記圧力抑制室内のプール水をサプレションプール水サージタンクに移送して、前記圧力抑制室の水位を低下させておくことを特徴とする請求項２に記載の炉水冷却方法。
【請求項４】
前記圧力抑制室内のプール水を、サプレションプール水サージタンクまたは低電導度廃液系（ＬＣＷ）に移送することを特徴とする請求項２に記載の炉水冷却方法。
【請求項５】
原子炉を停止する際に用いる崩壊熱除去手段として、
原子炉圧力容器（ＲＰＶ）内または使用済燃料プール（ＳＦＰ）内の炉水を循環させて冷却する２系統の主除熱手段と、
炉水を冷却する予備除熱手段と、
前記原子炉圧力容器または前記使用済燃料プールに対して注排水する補助除熱手段と、を有することを特徴とする原子力発電所。
【請求項６】
前記予備除熱手段は、前記原子炉圧力容器内の炉水を冷却する原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ）と、前記使用済燃料プール内の炉水を冷却する燃料プール冷却浄化系（ＦＰＣ）とを含み、
前記補助除熱手段は、前記原子炉圧力容器に対して注水する復水補給水系（ＭＵＷＣ）と前記使用済燃料プールに対して注水する燃料プール補給水系（ＦＰＭＵＷ）のいずれか一方または両方と、前記使用済燃料プールから圧力抑制室に排水する排水経路とを含むことを特徴とする請求項５に記載の原子力発電所。
【請求項７】
前記圧力抑制室内のプール水を、サプレションプール水サージタンクまたは低電導度廃液系（ＬＣＷ）に移送する常設のポンプを備えたことを特徴とする請求項６に記載の原子力発電所。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉停止後に早期に角落としが可能な炉水冷却方法および原子力発電所に関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）や改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）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て、タービンを回転させる動力に利用する。原子炉格納容器は冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）の際に放射性物質が漏洩することを防止するための隔壁である。また原子炉格納容器は、圧力抑制方式においては下部の圧力抑制室（サプレションチェンバ）にプール水を蓄えてあり、事故時には漏れた蒸気を冷却して上部のドライウェル内の圧力を下げる役割を有している。
【０００３】
かかる原子力発電所においては、安全に運用するために、定期的に点検が行われる。点検に際しては原子炉を停止して、発電所全体から冷却水や海水を抜き、配管やポンプ、制御装置その他の点検と整備が行われる。冷却水等は最終的に海水と熱交換することによって冷却しているが、点検時には海水の水路に角（水門扉）を落として遮断し（角落とし）、水抜きを行う。点検が完了すると角上げして海水を導入し、また各種配管に冷却水等を導入する。
【０００４】
原子力発電所においては安全性の観点から大部分の系統が２つずつ備えられており、Ａ系統、Ｂ系統と称せられる。そして原子炉を停止する際には、点検中であってもいかなる事態にも対処するために、例えばＡ系統を生かした状態で、Ｂ系統を止めて（角落とし）点検を行う。Ｂ系統の点検が完了して復旧（角上げ）したら、今度はＡ系統を止めて点検を行う。
【０００５】
原子炉は運転時には３００℃弱の高温高圧の蒸気を発生させているから、原子炉を停止した際には、まず原子炉を冷却する必要がある。原子炉を停止（原子炉を未臨界に）した後もウラン燃料が熱を発生するため、継続的に熱を除去し続けなければならない。原子炉が停止した後に、炉心より発生する崩壊熱を除去するための系統としては、残留熱除去系（ＲＨＲ）が備えられている。ＲＨＲには様々な役割があるが、その１つとして、原子炉圧力容器内の冷却材を冷却して戻す原子炉停止時冷却モードを有している。
【０００６】
ＲＨＲは、例えば１１０万キロワットのプラントでは３系統備えられている。３系統のうち２系統は熱交換器（これをＡ系統、Ｂ系統とする）を備えており、残る１系統（Ｃ系統とする）は熱交換器を有していない。２系統にしか熱交換器が備えられていないのは海水の取水系統（冷却系統）が２つだからであり、Ｃ系統のＲＨＲは低圧注水モードなど冷却が必要ない場合に用いられる。
【０００７】
ここで、原子炉を停止する際の除熱能力としては、ＲＨＲが１系統あれば足りる（そのような除熱能力をもつようにＲＨＲが設計されている）。しかし、万が一にもＡ系統のＲＨＲがトラブルを生じて運転できなくなってしまった場合には、Ｂ系統のＲＨＲによって冷却しなくてはならない。このため、Ａ系統によって冷却している間も、Ｂ系統のＲＨＲを待機させておかなくてはならない。すると、炉心の崩壊熱が規定の熱量に低下するまで、Ｂ系を冷却する海水も遮断できない（角落としできない）ということになる。
【０００８】
一方、点検には数千人規模の労働者が携わること、停止している間は発電できないことを鑑みると、点検は効率的に完了させることが望ましく、そのためには１日でも早く片系の角落としを出来ないかという検討課題がある。
【０００９】
そこで従来からも、原子炉圧力容器に接続された系統のうちで熱交換器を有するもの、具体的には燃料プール冷却浄化系（ＦＰＣ）及び原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ）を予備除熱手段として待機させておき、予備除熱手段の除熱能力が崩壊熱を上回った段階でＢ系統の角落としを行っていた。特許文献１にも、「原子炉及び燃料プールを直接冷却する系統には残留熱除去系（以下、ＲＨＲ）、燃料プール冷却浄化系（以下、ＦＰＣ）及び原子炉冷却材浄化系（以下、ＣＵＷ）があり、ＲＨＲとＦＰＣはそれぞれ２系統（Ａ，Ｂ）、ＣＵＷの非再生熱交換器も２基（図示を省略）有している。これらの直接冷却系統は定検時の崩壊熱除去機能を有し、原子炉やプールの燃料の崩壊熱を以下のような冷却経路を通じて外部（海）に放出する。」と記載されている（特許文献１の段落００１６）。
【先行技術文献】
【特許文献】
【００１０】
【特許文献１】特許公開平成１１年第２４２０９２号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１１】
しかし、上記したように、さらに効率よくプラント停止期間を短く出来ないかという検討課題がある。角落としを早めれば、点検の期間を短くしないまでも、点検作業のための日数が増えるために、余裕を持って作業を行うことができるようになる。
【００１２】
また、点検方法の改善等により他の点検期間（原子炉側点検）が短くできる場合は、角落とし関連の点検は、角落としを早めた分早く点検を終わらせることができ、その分プラント停止期間を短くすることができる。
【００１３】
するとまず考えられるのは、ＦＰＣやＣＵＷの除熱能力を大きくすることである。しかし既存の原子炉においてＦＰＣやＣＵＷの熱交換器を交換することは、設置スペースやコストの問題から容易ではない。次に考えられるのは、さらに新規な炉水除熱手段を設けることである。しかし、原子炉圧力容器に接続する新しい系統を追加することは、管理基準の策定や作業手順の確立、認可の取得など、膨大な手間と時間を要するために、現実的ではない。そして現状のＢＷＲまたはＡＢＷＲにおいて、炉水を循環させる系統であって熱交換器を有しているものは、ＲＨＲ、ＦＰＣ、ＣＵＷのみである。したがって、これ以上予備除熱手段としての系統を増やせる余地がなく、これ以上は角落としを早めることができないのが現状である。
【００１４】
上記の事情にもかかわらず、本発明は、既存の設備に手を加えることなく、原子炉停止時の角落としを早めることが可能な炉水冷却方法および原子力発電所を提案することを目的としている。
【課題を解決するための手段】
【００１５】
上記課題を解決するために、本発明の発明者が鋭意検討したところ、確かに熱交換を有する系統は用い尽くされている。しかし原子炉停止時には上部フタが開かれて原子炉ウェルおよび燃料プールと連通されること、および復水が注水されることに着眼した。このとき、ＲＨＲの稼働状態によらず注水と排水の経路が構成できること、および炉水は冷たい復水を供給することによっても冷却されることに想到し、さらに検討を重ねることによって本発明を完成するに至った。
【００１６】
すなわち本発明の代表的な構成は、第２系統の残留熱除去系（ＲＨＲ）を待機させながら第１系統のＲＨＲによって原子炉圧力容器（ＲＰＶ）内または使用済燃料プール（ＳＦＰ）内の炉水を冷却する炉水冷却方法において、炉水を冷却する予備除熱手段と、原子炉圧力容器または使用済燃料プールに対して注排水する補助除熱手段とを待機させておき、予備除熱手段と補助除熱手段の除熱能力の合計が炉水内にある燃料からの発生熱量を上回った段階で、第２系統のＲＨＲの待機を終了することを特徴とする。
【００１７】
上記構成によれば、原子炉圧力容器または使用済燃料プールに対して注排水する系統を補助除熱手段として待機させることにより、ＲＨＲに障害が発生した場合の除熱能力を高めることができる。したがって炉水冷却に際して待機している第二系統（Ｂ系統）が早期に不要になり、角落としの時期を早めることが可能になる。
【００１８】
予備除熱手段として、原子炉圧力容器内の炉水を冷却する原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ）と、使用済燃料プール内の炉水を冷却する燃料プール冷却浄化系（ＦＰＣ）とを用い、補助除熱手段として、原子炉圧力容器に対して注水する復水補給水系（ＭＵＷＣ）と使用済燃料プールに対して注水する燃料プール補給水系（ＦＰＭＵＷ）のいずれか一方または両方と、使用済燃料プールから圧力抑制室に排水する排水経路とを用いてもよい。
【００１９】
予備除熱手段としてＣＵＷとＦＰＣを用いることは従来から行われていることであり、いずれも熱交換器を備えた系統である。そして本発明では、注排水する系統としてＭＵＷＣとＦＰＭＵＷ、およびＲＨＲの配管を切り替えて構成した排水経路とによって補助除熱手段を構成することにより、熱交換器による冷却ではなく、いわば流水による冷却を行うことができる。これにより、既存の設備に手を加えることなく、除熱能力を高めることができる。
【００２０】
炉水の冷却を開始する前に、あらかじめ圧力抑制室内のプール水をサプレションプール水サージタンクに移送して、圧力抑制室の水位を低下させておくことが好ましい。これにより使用済燃料プール内の炉水を圧力抑制室に排水したときに、圧力抑制室が満水になって受け入れ不可になってしまうことを防止することができる。
【００２１】
圧力抑制室内のプール水を、サプレションプール水サージタンクまたは低電導度廃液系（ＬＣＷ）に移送することが好ましい。これにより、サプレションプール水サージタンクが満水になったときにも圧力抑制室から排水することが可能となる。また、サプレションプール水サージタンクからＬＣＷに移送しても良い。これによりサプレションプール水サージタンクが満水になることを防止または遅らせることができる。
【００２２】
また本発明にかかる原子力発電所の代表的な構成は、原子炉を停止する際に用いる崩壊熱除去手段として、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）内または使用済燃料プール（ＳＦＰ）内の炉水を循環させて冷却する２系統の主除熱手段と、炉水を冷却する予備除熱手段と、原子炉圧力容器または使用済燃料プールに対して注排水する補助除熱手段と、を有することを特徴とする。
【００２３】
上記のように、原子炉圧力容器または使用済燃料プールに対して注排水する補助除熱手段を備えることにより、ＲＨＲに障害が発生した場合の除熱能力を高めることができる。したがって炉水冷却に際して待機している第二系統（Ｂ系統）が早期に不要になり、角落としの時期を早めることが可能になる。
【００２４】
予備除熱手段は、原子炉圧力容器内の炉水を冷却する原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ）と、使用済燃料プール内の炉水を冷却する燃料プール冷却浄化系（ＦＰＣ）とを含み、補助除熱手段は、原子炉圧力容器に対して注水する復水補給水系（ＭＵＷＣ）と使用済燃料プールに対して注水する燃料プール補給水系（ＦＰＭＵＷ）のいずれか一方または両方と、使用済燃料プールから圧力抑制室に排水する排水経路とを含んでいてもよい。
【００２５】
予備除熱手段と補助除熱手段の具体的な構成であって、いずれも既存の設備であるが、今回はじめてＭＵＷＣとＦＰＭＵＷを原子炉停止時の冷却手段（補助冷却手段）として用いるものである。すなわち熱交換器による冷却（予備除熱手段）だけではなく、流水による冷却（補助除熱手段）をあわせて行うことにより、既存の設備に手を加えることなく、除熱能力を高めることができる。
【００２６】
圧力抑制室内のプール水を、サプレションプール水サージタンクまたは低電導度廃液系（ＬＣＷ）に移送する常設のポンプを備えていてもよい。サプレションプール水サージタンクは圧力抑制室内のプール水を受け入れるものであるが、このプール水が移送される機会は少ないため、常設のポンプは設けられていない。しかし点検（定検）のたびに仮設するとすれば、ポンプ仮設の作業も作業負担となりうる。このため、常設のポンプを備えることにより、さらに角落としの時期を早めることが可能になる。
【発明の効果】
【００２７】
本発明によれば、既存の設備に手を加えることなく、原子炉停止時の角落としを早めることが可能な炉水冷却方法および原子力発電所を提供することができる。
【図面の簡単な説明】
【００２８】
【図１】原子力発電所の概略構成を説明する図である。
【図２】原子炉周辺と主除熱手段としての残留熱除去系（ＲＨＲ）を説明する図である。
【図３】予備除熱手段としての原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ）と燃料プール冷却浄化系（ＦＰＣ）を説明する図である。
【図４】補助除熱手段としての復水補給水系（ＭＵＷＣ）と燃料プール補給水系（ＦＰＭＵＷ）を説明する図である。
【図５】角落とし前の補助冷却に関する手順を説明するフローチャートである。
【図６】角落とし後にＲＨＲが停止した場合の補助冷却に関する手順を説明するフローチャートである。
【図７】実際の原子力発電所に本発明を適用した場合の必要注水量および関連タンク水量を説明する図である。
【図８】原子炉圧力容器全ブロー時の構成を説明する図である。
【発明を実施するための形態】
【００２９】
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、本明細書及び図面において、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。
【００３０】
［原子力発電所］
図１は原子力発電所の概略構成を説明する図である。図１に示すように、原子力発電所１００は、原子炉圧力容器１１０と、原子炉格納容器１２０と、蒸気配管１３０と、復水給水配管１３２と、タービン１３４と、発電機１３６と、復水器１３８と、海水配管１４０とを含んで構成される。
【００３１】
原子炉圧力容器１１０は、本実施形態においては沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）である。なお、本実施形態では原子炉圧力容器１１０として沸騰水型原子炉を例示しているが、改良型沸騰水型原子炉においても、後述する炉水冷却方法を適用することが可能である。原子炉圧力容器１１０は原子炉格納容器１２０に格納されている。
【００３２】
原子炉圧力容器１１０では、ウラン等からなる燃料１１２を核分裂させ、大量の熱（熱エネルギー）を発生させる。復水給水配管１３２から供給された復水および給水（炉水）は、原子炉圧力容器１１０に運ばれ原子炉圧力容器１１０で発生した熱によって約２８０〜３００℃、７０〜８０気圧程度の高温高圧の蒸気となり蒸気配管１３０を経由してタービン１３４へと送られる。
【００３３】
タービン１３４は、蒸気配管１３０によって運ばれた蒸気が有する熱エネルギーを動力に変える機械である。原子炉圧力容器１１０にて発生した蒸気は、タービン１３４を構成する羽根に衝突し回転力を作出する。タービン１３４は発電機１３６と同軸でつながっており、タービン１３４の回転が直接発電機１３６に伝わり電気を発生させる。発電機１３６にて発生した電気は変圧器（図示せず）へと送電され、電力として様々な場所へ供給される。
【００３４】
復水器１３８は、タービン１３４を回した水蒸気を回収して冷却し、水に戻して、再度復水給水配管１３２を通じて原子炉圧力容器１１０へ送る。復水器１３８には、常に海水配管１４０により海水が循環しており、水蒸気を急激に冷却し液化する。このとき、水蒸気の体積が急激に減少するので圧力が低下し、タービン１３４付近の水蒸気の流通がよくなり、タービン１３４の回転を増大させることができる。
【００３５】
上述した原子力発電所１００では、所定の間隔で原子炉圧力容器１１０の運転を停止し、停止期間中に一斉点検を行う。以下、原子炉圧力容器１１０の運転を停止する際に原子炉圧力容器１１０の炉水を冷却する際の炉水冷却方法、およびこれを実施しうる原子力発電所について説明する。
【００３６】
図２は原子炉周辺と主除熱手段としての残留熱除去系（ＲＨＲ）を説明する図である。
【００３７】
原子炉圧力容器１１０内には通常動作時には冷却材として炉水（軽水）が注水される。原子炉圧力容器１１０の上部には上部フタ１１０ａが備えられており、原子炉停止時にはこの上部フタ１１０ａが開かれる。また原子炉圧力容器１１０には、炉心流量を調節して出力（反応速度）を制御するための再循環ポンプ２００ａ、２００ｂが備えられている。
【００３８】
原子炉格納容器１２０の上部空間であるドライウェル１２０ａには窒素が充填されており、下部空間の圧力抑制室１２０ｂ（Ｓ／Ｃ：サプレションチェンバともいう）にプール水を貯留させている（水の張られたところをサプレションプールと呼ぶ）。圧力抑制室１２０ｂは再循環ポンプ配管の完全破断時、ドライウェル内に放出された蒸気を、このプール水で冷却し凝縮することにより、ドライウェル内圧の上昇を抑制する。原子炉格納容器１２０の上部には上部フタ１２０ｃが備えられており、これも原子炉停止時には開かれる。また原子炉格納容器１２０には、ドライウェル機器搬入用ハッチ１２０ｄ、サプレションチェンバ機器搬入用ハッチ１２０ｅが設けられている。
【００３９】
原子炉格納容器１２０の上方には、コンクリートで仕切られた空間である原子炉ウェル１５０、ＤＳピット１５２（蒸気乾燥器気水分離器ピット）、使用済燃料が載置される燃料プール１５４（使用済燃料プール）が備えられている。燃料プール１５４は、プールゲート１５４ａによって原子炉ウェル１５０と隔離可能である。原子炉停止時には、上記の上部フタ１１０ａ、１２０ｃが取り外されて原子炉建屋内に載置され、原子炉圧力容器１１０と原子炉ウェル１５０、ＤＳピット１５２、燃料プール１５４が１つのプールとして注水される。
【００４０】
主除熱手段である残留熱除去系（ＲＨＲ）について説明する。
残留熱除去系（ＲＨＲ）は、原子炉を停止した後、燃料の崩壊熱の除去や非常時に炉水を維持する系統である。ＲＨＲは多くの機能を有しているが、代表的には以下のような運転モードがある。（１）原子炉停止時冷却系（ＳＨＣ）：原子炉を停止した後、炉水を冷却し崩壊熱を除去するための系統、（２）低圧注水系（ＬＰＣＩ）：原子炉冷却材喪失事故時に、原子炉圧力容器に冷却水を注入し、他の非常用炉心冷却系と連携して炉心を冷却し、燃料被覆材の劣化を防止し、放射性物質が発電所周辺部に放出されることを防止する系統、（３）格納容器スプレイ系（ＣＣＳ）：ドライウェル内に放出された蒸気を、スプレイ水で凝縮することにより、ドライウェル内圧の上昇を抑制する系統（４）サプレションプール冷却モードなどである。
【００４１】
本実施形態においてＲＨＲは３系統（Ａ系、Ｂ系、Ｃ系とする）を備えられており、それぞれポンプ２０２ａ〜ｃによって循環される。３系統のうち２系統は熱交換器２０４ａ、２０４ｂ（これをＡ系統、Ｂ系統とする）を備えており、残る１系統（Ｃ系統とする）は熱交換器を有していない。２系統にしか熱交換器が備えられていないのは海水の取水系統（冷却系統）が２つだからであり、Ｃ系統のＲＨＲは低圧注水モードなど冷却が必要ない場合に用いられる。
【００４２】
図２においてＲＨＲは、原子炉停止時冷却系（ＳＨＣ）において使用される配管を太線で示し、使用されない配管を細線で示している。図２の例はＢ系のＲＨＲによるＳＨＣであって、原子炉圧力容器１１０（炉心）からポンプ２０２ｂによって熱交換器２０４ｂに炉水を導き、ふたたび原子炉圧力容器１１０に戻している。なお図２の配管やバルブの構成は概略の例であって、厳密に全てを表記するものではなく、本発明はこれに限定されない。
【００４３】
図３は、予備除熱手段としての原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ）と燃料プール冷却浄化系（ＦＰＣ）を説明する図である。
【００４４】
図３（ａ）は、原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ）を示している。ＣＵＷは、炉水中の不純物を除去し水質を維持するための浄化装置である。また、原子炉の起動、停止時および定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ためにも用いられる。
【００４５】
ＣＵＷは、原子炉再循環系から分岐してポンプ２１０ａ、２１０ｂによって炉水を導き、再生熱交換器２１２で冷却し、非再生熱交換器２１４でさらに冷却して、ろ過脱塩器２１６で浄化した後に、再生熱交換器２１２によって加熱してから原子炉圧力容器１１０に戻す。なお、原子炉水を冷却する場合はバイパスライン２１８を通すことにより、再生熱交換器２１２による加熱を行わない。
【００４６】
図３（ｂ）は燃料プール冷却浄化系（ＦＰＣ）を示している。ＦＰＣは、燃料プール１５４（使用済燃料プール）内のプール水（原子炉停止時は炉水と連通している）を、冷却しながら不純物を取り除き水質を決められた値に保つ浄化系統である。
【００４７】
具体的には、燃料プール１５４の水は堰を超えてスキマサージタンク１５６に流れる。ＦＰＣは、スキマサージタンク１５６の水をポンプ２２２によって導き、ろ過脱塩器２２４ａ、２２４ｂによって浄化した後に、熱交換器２２６によって冷却してから燃料プール１５４へと戻す。
【００４８】
次に、本願発明の特徴たる補助除熱手段について説明する。補助除熱手段は、概略として、補給水系と排水経路から構成される。
【００４９】
図４は補助除熱手段としての復水補給水系（ＭＵＷＣ）と燃料プール補給水系（ＦＰＭＵＷ）を説明する図である。
【００５０】
復水補給水系（ＭＵＷＣ）は、各建屋および付帯設備等に設置される機器、配管および弁類等に対し、発電所の円滑な運転および保守を行うために必要な容量および圧力を有する復水を供給する系統である。具体的には、復水貯蔵タンク３０２（ＣＳＴ）から、ＲＨＲ系を介して原子炉圧力容器１１０へと復水の供給を行う。復水貯蔵タンク３０２は、純水タンク３０４から新規な水の供給を受けると共に、低電導度廃液系３１４（ＬＣＷ）からの処理済復水の受け入れを行う。低電導度廃液系３１４は、各建屋内の機器（ポンプ、配管等）からの排水、漏洩水や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。
【００５１】
燃料プール補給水系３１６（ＦＰＭＵＷ）は、復水補給水系が喪失した場合の非常用に、燃料プール１５４または各建屋および付帯設備等に設置される機器に補給水を供給する系統の予備系である。
【００５２】
炉水の排出は、既存の配管を切り替えて構成した排水経路３０６によって行う。具体的には、排水経路３０６はＦＰＣのスキマサージタンク１５６からＲＨＲの配管の一部を利用して圧力抑制室１２０ｂへと接続する経路を構成している。
【００５３】
次に圧力抑制室１２０ｂのプール水の排出は、圧力抑制室１２０ｂ内に仮設ポンプ３１０を設置し、サプレションチェンバ機器搬入用ハッチ１２０ｅから配管を導いてサプレションプール水サージタンク（以下、単に「サージタンク３１２」という。）へと排出する。サージタンク３１２は圧力抑制室内のプール水を受け入れるものであるが、このプール水が移送される機会は少ないため、常設のポンプは設けられていない。このため原子炉を停止するに際して、仮設ポンプ３１０を設置する。
【００５４】
なお、点検（定検）のたびに仮設するとすれば、ポンプ仮設の作業も作業負担となりうる。このため、圧力抑制室１２０ｂからサージタンク３１２へとプール水を導く常設のポンプを備えることが好ましい。また、図４では仮設ポンプ３１０からサージタンク３１２にのみプール水を導くように図示しているが、低電導度廃液系３１４に切り替えて導くようにしてもよい。さらに、サージタンク３１２が満水になったら低電導度廃液系３１４に切り替えてもよいし、両方に同時に導水してもよいし、サージタンク３１２に導水しつつサージタンク３１２内の水を低電導度廃液系３１４によって処理してもよい。
【００５５】
サージタンク３１２内のプール水は低電導度廃液系３１４に移送して浄化処理可能であり、低電導度廃液系３１４で処理した復水は上記したように復水貯蔵タンク３０２へと供給可能である。
【００５６】
図５は角落とし前の補助冷却に関する手順を説明するフローチャートである。図５に示すように、まず所定の段取りで原子炉を停止し、原子炉格納容器１２０の上部フタ１２０ｃを取り外す（Ｓ１０２）。それから仮設ポンプ３１０を圧力抑制室１２０ｂに設置し、サージタンク３１２と接続する（Ｓ１０４）。そして、原子炉水位を原子炉圧力容器１１０の上部フタ１１０ａ付近まで上昇させ、原子炉圧力容器１１０の上部フタ１１０ａを取り外し、さらに原子炉水位を上昇させ、原子炉ウェル１５０、ＤＳピット１５２が満水となったらプールゲート１５４ａを取り外す（Ｓ１０６）。
【００５７】
そして作業者の手が空いた頃を見計らって、図４に示す矢印（１）のように、あらかじめ圧力抑制室１２０ｂからウェルブロー量相当の冷却水をサージタンク３１２へ移送する（Ｓ１０８）。ウェルブロー量とは、原子炉ウェル１５０、ＤＳピット１５２に流通する冷却水の合計量である。
【００５８】
ＲＨＲによる冷却を継続し、予備除熱手段（ＣＵＷ＋ＦＰＣ）と補助除熱手段（ＭＵＷＣ）の除熱能力の合計が、炉水内にある燃料（原子炉圧力容器１１０内の燃料１１２と燃料プール１５４内の使用済燃料）からの発生熱量を上回ったか否かについて、随時判断する（Ｓ１１０）。
【００５９】
そして除熱能力が発生熱量を上回った段階で、第２系統（Ｂ系統）のＲＨＲの待機を終了し（Ｓ１１２）、角落しを行う（Ｓ１１４）。
【００６０】
次に、万が一にも角落し後にＲＨＲが停止した場合について説明する。図６は角落とし後にＲＨＲが停止した場合の補助冷却に関する手順を説明するフローチャートである。
【００６１】
まず予備除熱手段であるＣＵＷ系はバイパスライン２１８を通し、原子炉水を冷却させる経路を作る。そして予備除熱手段（ＣＵＷとＦＰＣ）によって熱交換による冷却を行うとともに、復水貯蔵タンク３０２から復水の補給を開始する（Ｓ２０２）。燃料プール１５４の水は、スキマサージタンク１５６を介して排水経路３０６により圧力抑制室１２０ｂへ排水する（Ｓ２０４）。圧力抑制室１２０ｂの水は、仮設ポンプ３１０によってサージタンク３１２に排水する（Ｓ２０６）。図４に矢印（２）にて示すようにサージタンク３１２には水量が増加する。ただし仮設ポンプ３１０による移送量よりも復水の量の方が多い場合には、その差分により圧力抑制室１２０ｂの水位も上昇する。
【００６２】
復水貯蔵タンク３０２には、純水タンク３０４から自動開閉運用で連続補給する（Ｓ２０８）。またプラントから発生する廃液を低電導度廃液系３１４で順次処理し、復水貯蔵タンク３０２に移送する（Ｓ２１０）。これらの処理は順不同であって、基本的にほぼ同時に開始する。
【００６３】
このように、予備除熱手段と補助除熱手段による冷却をしばらく継続しつつ、サージタンク３１２が満水になったか否かを判断する（Ｓ２１２）。満水になったら仮設ポンプ３１０を停止し、以後は燃料プール１５４からの排水を圧力抑制室１２０ｂに貯留する（Ｓ２１４）。図４に矢印（３）にて示すように、圧力抑制室１２０ｂ内の水位が上昇する。
【００６４】
そして、予備除熱手段（ＣＵＷ＋ＦＰＣ）のみによる除熱能力が、炉水内にある燃料（原子炉圧力容器１１０内の燃料１１２と燃料プール１５４内の使用済燃料）からの発生熱量を上回ったか否かについて、随時判断する（Ｓ２１６）。除熱能力が発生熱量を上回った段階で、復水貯蔵タンク３０２からの復水の補給を停止し、また燃料プール１５４からの排水を停止する（Ｓ２１８）。予備除熱手段で足りる以上、それ以上の復水の消費は必要ないためである。
【００６５】
そして炉水の温度が規定の温度（例えば６５℃）以下に保てるかを随時判断し（Ｓ２２０）、規定の温度以下に保持可能となるまで予備除熱手段による冷却を継続する（Ｓ２２２）。なお、燃料および使用済燃料からは発熱が継続するため、原則として予備除熱手段による冷却も継続する。
【００６６】
上記説明したごとく、本実施形態にかかる原子力発電所では、設備自体は既存であるものの、復水補給水系と燃料プール補給水系を、原子炉停止時の補助除熱手段として用いる点に特徴がある。すなわち、原子炉圧力容器１１０または使用済燃料プール１５４に対して注排水する系統を補助除熱手段として待機させることにより、ＲＨＲに障害が発生した場合の除熱能力を高めることができる。したがって炉水冷却に際して待機している第二系統（Ｂ系統）が早期に不要になり、角落としの時期を早めることが可能になる。特に、注排水する系統としてＭＵＷＣとＦＰＭＵＷ、およびＲＨＲの配管を切り替えて構成した排水経路とによって補助除熱手段を構成することにより、熱交換器による冷却ではなく、いわば流水による冷却を行うことができる。これにより、既存の設備に手を加えることなく、除熱能力を高めることができる。
【００６７】
図７は実際の原子力発電所に本発明を適用した場合の必要注水量および関連タンク水量の一例を説明する図である。
【００６８】
図７（ａ）は、崩壊熱の現象と必要注水量の推移を示している。図７（ａ）に示すように、補助除熱手段による必要注水量は、崩壊熱が大きいときには多いが、崩壊熱の減少に伴って小さくなり、やがて不要となることがわかる。これは、崩壊熱が、燃料の反応が収まるほどに減少し、かつ予備除熱手段であるＣＵＷとＦＰＣの除熱量が一定であるためである。そして図７（ａ）に示す「適用期間」の右端が従来の角落し開始可能時期、左端が本発明を適用した場合の角落し開始可能時期となる。したがって、３日間程度は角落し開始時期を早めることができたことがわかる。
【００６９】
図７（ｂ）は、注水時の関連タンクの水量を示している。図７（ｂ）に示すように、各タンクには、最低水位維持水量が定められていたり、ポンプがトリップ（脱落）してしまう最低水量、および貯留できる最高水量が存在する。実際のプラントに適用して必要注水量や移送量を計算したところ、図に示すようにいずれのタンクも最低水量や最高水量を超えてしまうことはなかった。
【００７０】
なお上記説明したように、原子炉停止の際に、まずウェルブロー量相当の水を圧力抑制室１２０ｂからサージタンク３１２に移送している。これは、補助冷却のための排水を受け入れるためにあらかじめ圧力抑制室１２０ｂの水位を下げておくためである。このときの水量をウェルブロー量相当としたのは、原子炉復旧時に必ずウェル（原子炉ウェル１５０、ＤＳピット１５２）の水は圧力制御室１２０ｂに排出することから、無駄のない移送量とするためである。圧力抑制室１２０ｂの水をすべてサージタンク３１２に移動させてもよいが、そもそも運転中のＲＨＲが停止する可能性は極めて低いため、エネルギーと時間の浪費となる可能性が極めて高くなり、合理的ではない。
【００７１】
なお、上記実施形態においては、補助冷却手段として復水補給水系（ＭＵＷＣ）のみを用いるように説明したが、燃料プール補給水系（ＦＰＭＵＷ）を用いてもよい。特に、原子炉圧力容器全ブロー時には燃料プール補給水系（ＦＰＭＵＷ）を用いることが有効である。
【００７２】
図８は、原子炉圧力容器全ブロー時において本発明を適用した構成を説明する図である。原子炉圧力容器１１０の整備のために、燃料プール１５４及びＤＳピット１５２のプールゲート１５４ａ、１５２ａを閉じて、原子炉圧力容器１１０内の炉水を排出する（全ブロー）場合がある。このとき、原子炉圧力容器１１０内の燃料１１２は、燃料プール１５４に移動する。このような場合には、復水補給水系（ＭＵＷＣ）は原子炉圧力容器１１０に水を供給するものであるから、用いることができない。このため、補助冷却手段として燃料プール補給水系３１６（ＦＰＭＵＷ）を用いることにより、ＦＰＣの除熱能力の助けとすることができる。
【００７３】
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】
【００７４】
本発明は、原子炉停止後の炉水冷却方法およびそれを実施する原子力発電所として利用することができる。
【符号の説明】
【００７５】
１００  …原子力発電所
１１０  …原子炉圧力容器
１１０ａ  …上部フタ
１１２  …燃料
１２０  …原子炉格納容器
１２０ａ  …ドライウェル
１２０ｂ  …圧力抑制室
１２０ｃ  …上部フタ
１２０ｄ  …ドライウェル機器搬入用ハッチ
１２０ｅ  …サプレションチェンバ機器搬入用ハッチ
１３０  …蒸気配管
１３２  …復水給水配管
１３４  …タービン
１３６  …発電機
１３８  …復水器
１４０  …海水配管
１５０  …原子炉ウェル
１５２  …ＤＳピット
１５２ａ  …プールゲート
１５４  …燃料プール
１５４ａ  …プールゲート
１５６  …スキマサージタンク
２００ａ、２００ｂ  …再循環ポンプ
２０２ａ〜ｃ  …ポンプ
２０４ａ、２０４ｂ  …熱交換器
２１０ａ、２１０ｂ  …ポンプ
２１２  …再生熱交換器
２１４  …非再生熱交換器
２１６  …過脱塩器
２１８  …バイパスライン
２２２  …ポンプ
２２４ａ、２２４ｂ  …過脱塩器
２２６  …熱交換器
３０２  …復水貯蔵タンク
３０４  …純水タンク
３０６  …排水経路
３１０  …仮設ポンプ
３１２  …サージタンク（サプレションプール水サージタンク）
３１４  …低電導度廃液系
３１６  …燃料プール補給水系
【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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