(57)【要約】【課題】サプレッションプール内に冷却水を、長時間継続して原子炉圧力容器内に供給することが可能な原子炉注水システム及び原子力施設を提供する。【解決手段】原子炉注水システム３は、原子炉圧力容器５内に冷却水を供給する給水配管２２と、サプレッションプール２０と、復水貯蔵槽３０とを有している。さらに、原子炉注水システム３は、サプレッションプール２０内の冷却水を給水配管２２に圧送する注水ポンプ４０と、復水貯蔵槽３０内の冷却水を、再び当該復水貯蔵槽３０に戻す配管である復水循環配管５０と、当該復水循環配管５０を流れる復水を圧送するポンプである復水循環ポンプ５５とを有している。復水循環配管５０は、復水貯蔵槽３０からの冷却水が、注水ポンプ４０の軸受４８を冷却するよう構成されている。【選択図】図１
2015121431.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
主復水器からの冷却水を原子炉圧力容器内に供給する配管である給水配管と、
前記原子炉圧力容器を格納する格納容器内に設けられており、当該原子炉圧力容器から放出されて当該格納容器内で凝結した冷却水を貯留可能に構成されたサプレッションプールと、
前記格納容器外に設けられており、冷却水を貯留可能に構成された復水貯蔵槽と、
前記サプレッションプールに貯留された冷却水を前記給水配管に圧送することが可能な注水ポンプと、
前記復水貯蔵槽に貯留されている冷却水を、前記注水ポンプの近傍に流し、再び当該復水貯蔵槽に戻す復水循環配管と、
前記復水循環配管に設けられており、当該復水循環配管を流れる冷却水を圧送する復水循環ポンプと、
を備え、
前記復水循環配管は、前記復水貯蔵槽からの冷却水が前記注水ポンプの軸受を冷却するように構成されている
ことを特徴とする原子炉注水システム。
【請求項２】
前記注水ポンプは、電気モータによりインペラが回転駆動されるものであり、
前記復水循環配管は、前記復水貯蔵槽からの冷却水が、当該電気モータを冷却するように構成されている
ことを特徴とする請求項１に記載の原子炉注水システム。
【請求項３】
前記給水配管には、主復水器から前記原子炉圧力容器に向かう冷却水の流れを許し、且つ当該原子炉圧力容器から当該主復水器に向かう冷却水の流れを止める逆止弁が、設けられており、
前記注水ポンプから吐出された冷却水を、前記給水配管のうち前記逆止弁より前記原子炉圧力容器側に導く第１吐出配管と、
当該第１吐出配管に設けられており、前記給水配管と前記注水ポンプとの間における冷却水の流れを遮断可能な第１吐出弁と、
を備えることを特徴とする請求項１又は請求項２に記載の原子炉注水システム。
【請求項４】
前記サプレッションプールに貯留されている冷却水を、前記注水ポンプに導く第１吸込配管と、
第１吸込配管に設けられており、前記サプレッションプールと前記注水ポンプとの間における冷却水の流れを遮断可能な第１吸込弁と、
前記復水貯蔵槽に貯留されている冷却水を、第１吸込配管のうち第１吸込弁より前記注水ポンプ側に導く第２吸込配管と、
第２吸込配管に設けられており、前記復水貯蔵槽と前記注水ポンプとの間における冷却水の流れを遮断可能な第２吸込弁と、
を備えることを特徴とする請求項１ないし請求項３のいずれか一項に記載の原子炉注水システム。
【請求項５】
前記注水ポンプと、前記復水循環ポンプと、第１吐出弁と、第１吸込弁と、第２吸込弁とを協調して制御可能な制御装置を、さらに備え、
当該制御装置は、
前記サプレッションプールに貯留されている冷却水を、前記原子炉圧力容器内に供給する場合には、第１吸込弁を開弁させると共に第２吸込弁を閉弁させて、且つ第１吐出弁を開弁させた状態で、前記注水ポンプを作動させることにより、前記サプレッションプールからの冷却水を、第１吸込配管、前記注水ポンプ、第１吐出配管、及び前記給水配管を通して前記原子炉圧力容器内に供給し、
前記復水貯蔵槽に貯留されている冷却水を、前記原子炉圧力容器内に供給する場合には、第１吸込弁を閉弁させると共に第２吸込弁を開弁させて、且つ第１吐出弁を開弁させた状態で前記注水ポンプを作動させることにより、前記復水貯蔵槽からの冷却水を、第２吸込配管、第１吸込配管、前記注水ポンプ、第１吐出配管、及び前記給水配管を通して前記原子炉圧力容器内に供給する
ことを特徴とする請求項４に記載の原子炉注水システム。
【請求項６】
前記サプレッションプールに貯留されている冷却水の温度を計測する温度計測装置を、さらに備え、
前記制御装置は、前記温度計測装置により計測された温度が所定の閾値を超える場合に、前記復水循環ポンプが作動するよう制御する
ことを特徴とする請求項５に記載に記載の原子炉注水システム。
【請求項７】
第１吐出配管から分岐して設けられており、前記注水ポンプから吐出された冷却水を、前記サプレッションプールに導く第２吐出配管と、
第２吐出配管に設けられており、冷却水に含まれる不純物を除去する浄化装置と、
当該浄化装置と第１吐出配管との間における冷却水の流れを遮断可能な第２吐出弁とを、
さらに備えることを特徴とする請求項１ないし請求項６のいずれか一項に記載の原子炉注水システム。
【請求項８】
前記浄化装置は、冷却水をろ過して固体粒子を除去し、且つ冷却水に含まれるイオンを除去する、ろ過脱塩装置である
ことを特徴とする請求項７に記載の原子炉注水システム。
【請求項９】
前記復水循環配管から分岐して設けられており、前記復水貯蔵槽に貯留されている冷却水の一部を、核燃料を貯蔵する燃料プールに供給する第３吐出配管と、
第３吐出配管に設けられており、前記復水循環配管と前記燃料プールとの間における冷却水の流れを遮断可能な第３吐出弁とを、
さらに備えることを特徴とする請求項１ないし請求項８のいずれか一項に記載の原子炉注水システム。
【請求項１０】
前記復水循環配管から分岐して設けられており、前記復水貯蔵槽に貯留されている冷却水の一部を、冷却水の圧力変動を抑制可能なタンクであるサージタンクに供給する第４吐出配管と、
第４吐出配管に設けられており、前記復水循環配管と前記サージタンクとの間における冷却水の流れを遮断可能な第４吐出弁とを、
さらに備えることを特徴とする請求項１ないし請求項９のいずれか一項に記載の原子炉注水システム。
【請求項１１】
原子炉圧力容器と、
当該原子炉圧力容器を格納する格納容器と、
前記格納容器内に設けられており、当該原子炉圧力容器から水蒸気として放出され、当該格納容器内で凝結した冷却水を貯留可能に構成されたサプレッションプールと、
主復水器からの冷却水を前記原子炉圧力容器内に供給する給水配管と、
前記格納容器外に設けられており、冷却水を貯留可能に構成された復水貯蔵槽と、
前記サプレッションプールに貯留された冷却水を、前記給水配管に圧送することが可能な注水ポンプと、
前記復水貯蔵槽に貯留された冷却水を、前記注水ポンプの近傍に流し、再び当該復水貯蔵槽に戻す配管である復水循環配管と、
前記復水循環配管に設けられており、当該復水循環配管を流れる冷却水を圧送する復水循環ポンプと、
を備え、
前記復水循環配管は、前記復水貯蔵槽からの冷却水が、前記注水ポンプを構成する軸受を冷却するように構成されている
ことを特徴とする原子力施設。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明の実施形態は、原子炉事故時に原子炉圧力容器内に冷却水を供給して炉心を冷却する原子炉注水システム及び原子力施設に関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）を冷却する冷却系には、海水を、最終的な熱吸収源（heat sink）とするものや、大気を最終的な熱吸収源とするものがある。このような冷却系のうち、海水を最終的な熱吸収源とするものは、津波等が生じた場合に、その機能が失われる虞がある。大気を最終的な熱吸収源とする冷却系は、機能するものの、津波が例えば地震等を伴うものである場合、当該冷却系を構成する配管が破断するという設計外の事象が生じる場合がある。原子力施設においては、このような事象が生じた場合であっても、原子炉圧力容器内の水位を維持することにより炉心損傷を防止する必要がある。
【０００３】
冷却材喪失事故等、原子炉圧力容器内の水位を低下させるような事故（以下、単に「原子炉事故」と記す）が生じたときのために、原子力施設には、通常、非常用炉心冷却設備（ＥＣＣＳ）が設けられている。沸騰水型原子炉には、非常用炉心冷却設備として、一般的に、高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ）、原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）、自動減圧系（ＡＤＳ）、残留熱除去系（ＲＨＲ）が設けられている。高圧炉心注水系及び残留熱除去系は、海水を最終的な熱吸収源とする冷却系に、その機能を依存しており、津波等が生じて当該冷却系の機能が失われた場合には、使用することができない。
【０００４】
なお、海水を最終的な熱吸収源とする冷却系の機能が失われることに加えて、原子炉圧力容器に接続された配管が破断するような事象が生じた場合にあっても、サプレッションプール内の冷却水をポンプにより圧送して原子炉圧力容器内に供給し、原子炉圧力容器内の水位低下を抑制する技術が提案されている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００５】
【特許文献１】特開２００５−１７２４８２号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００６】
海水を最終的な熱吸収源とする冷却系にその機能を依存しない冷却系としては、原子炉隔離時冷却系の使用が考えられる。特許文献１には、原子炉隔離時冷却系の蒸気タービンにより駆動される注水ポンプが、サプレッションプールに貯留されている冷却水を汲み上げて原子炉圧力容器内に供給する技術が提案されている。
【０００７】
しかし、原子炉圧力容器に接続された配管等が破断する等して、サプレッションプールを含む格納容器内が高温になった場合、サプレッションプールに貯留されている冷却水も比較的高温となる。このような場合、注水ポンプにより、サプレッションプール内の冷却水を原子炉圧力容器に向けて圧送すると、当該ポンプの軸受やシール水の温度が許容温度を超えてしまうため、サプレッションプール内の冷却水を長時間継続して原子炉圧力容器に供給することが困難である。
【０００８】
一方、大気を最終的な熱吸収源として静的に原子炉の残留熱を冷却（除去）する装置として、非常用復水器系がある。非常用復水器系は、原子炉圧力容器からの水蒸気を冷却し、凝縮させた水を、水頭差により原子炉圧力容器に戻す系統である。しかし、原子炉圧力容器からの配管が破断するような事象が生じた場合、原子炉圧力容器内に十分な冷却水を供給できなくなるという問題が生じる。
【０００９】
また、原子炉隔離時冷却系のポンプの軸封部にサプレッションプールからの冷却水を導入する技術があるが、サプレッションプールから注水ポンプに流入し、当該注水ポンプから吐出された冷却水の一部を軸封部に導入している。注水ポンプから軸封部に流れる冷却水を、熱交換器（シール水冷却器）により冷却しており、サプレッションプール内の冷却水の温度が上昇しても、軸封部に供給される冷却水の温度が上昇することを抑制している。この場合、当該熱交換器を冷却するために、復水貯蔵タンク内の冷却水を用いる。
【００１０】
しかし、復水貯蔵タンクに貯留されている冷却水が枯渇すると、比較的高温なサプレッションプールからの冷却水が、そのまま軸封部に供給されてしまい、注水ポンプを長時間継続して作動させることができないという問題が生じる。
【００１１】
大気や海水を最終的な熱吸収源とする冷却系の機能が失われ、且つ原子炉圧力容器に接続された配管が破断するような事象が生じた場合においては、サプレッションプールに貯留されている冷却水を、注水ポンプにより原子炉圧力容器に向けて圧送することが求められており、原子炉注水システムには、サプレッションプール内の比較的高温な冷却水を、当該注水ポンプが長時間継続して圧送するための技術が要望されている。
【００１２】
本発明の実施形態は、上記に鑑みてなされたものであって、原子炉事故時にサプレッションプールの冷却水を、長時間継続して原子炉圧力容器内に供給することが可能な、原子炉注水システム及び原子力施設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】
上述の目的を達成するため、本発明の実施形態の原子炉注水システムは、主復水器からの冷却水を原子炉圧力容器内に供給する配管である給水配管と、前記原子炉圧力容器を格納する格納容器内に設けられており、当該原子炉圧力容器から放出されて当該格納容器内で凝結した冷却水を貯留可能に構成されたサプレッションプールと、前記格納容器外に設けられており、冷却水を貯留可能に構成された復水貯蔵槽と、前記サプレッションプールに貯留された冷却水を前記給水配管に圧送することが可能な注水ポンプと、前記復水貯蔵槽に貯留されている冷却水を、前記注水ポンプの近傍に流し、再び当該復水貯蔵槽に戻す復水循環配管と、前記復水循環配管に設けられており、当該復水循環配管を流れる冷却水を圧送する復水循環ポンプと、を備え、前記復水循環配管は、前記復水貯蔵槽からの冷却水が前記注水ポンプの軸受を冷却するように構成されていることを特徴とする。
【００１４】
また、本発明の実施形態の原子力施設は、原子炉圧力容器と、当該原子炉圧力容器を格納する格納容器と、前記格納容器内に設けられており、当該原子炉圧力容器から水蒸気として放出され、当該格納容器内で凝結した冷却水を貯留可能に構成されたサプレッションプールと、主復水器からの冷却水を前記原子炉圧力容器内に供給する給水配管と、前記格納容器外に設けられており、冷却水を貯留可能に構成された復水貯蔵槽と、前記サプレッションプールに貯留された冷却水を、前記給水配管に圧送することが可能な注水ポンプと、前記復水貯蔵槽に貯留された冷却水を、前記注水ポンプの近傍に流し、再び当該復水貯蔵槽に戻す配管である復水循環配管と、前記復水循環配管に設けられており、当該復水循環配管を流れる冷却水を圧送する復水循環ポンプと、を備え、前記復水循環配管は、前記復水貯蔵槽からの冷却水が、前記注水ポンプを構成する軸受を冷却するように構成されていることを特徴とする。
【発明の効果】
【００１５】
本発明の実施形態によれば、原子炉事故時において、復水貯蔵槽に貯留されている冷却水により注水ポンプの軸を冷却しつつ、当該注水ポンプによりサプレッションプールに貯留されている比較的高温な冷却水を長時間継続して原子炉圧力容器内に供給することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１６】
【図１】第１の実施形態の原子炉注水設備を含む原子力施設の概略構成を示す模式図である。
【図２】第１の実施形態の原子炉注水システムのうち、注水ポンプと、その周辺構成について説明する模式図である。
【図３】第２の実施形態の原子炉注水設備を含む原子力施設の概略構成を示す模式図である。
【発明を実施するための形態】
【００１７】
以下に、本発明の実施形態について図面を参照して説明する。なお、以下に説明する実施形態により、本発明が限定されるものではなく、その要旨を逸脱しない範囲において種々の変更が可能である。
【００１８】
〔第１の実施形態〕
第１の実施形態の原子炉注水システムを含む原子力施設の構成について図１を用いて説明する。図１は、本実施形態の原子炉注水設備を含む原子力施設の概略構成を示す模式図である。
【００１９】
図１に示すように、原子力施設１は、図示しない炉心及び炉内構造物を収容する原子炉圧力容器５と、原子炉圧力容器５を格納する格納容器１０とを有している。
【００２０】
原子炉圧力容器５には、炉心により熱せられて当該原子炉圧力容器５内に生じた蒸気を、格納容器１０外に流す配管（以下、主蒸気配管と記す）１２が接続されている。主蒸気配管１２は、格納容器１０を貫通して延びており、原子炉圧力容器５内で生じた蒸気を、格納容器１０外にあるタービン等（図示せず）に供給する。なお、タービン等に供給された蒸気は、図示しない主復水器において凝結して、再び冷却水として原子炉圧力容器５に戻される。
【００２１】
主蒸気配管１２のうち格納容器１０の近傍には、原子炉圧力容器５内からの蒸気（以下、主蒸気と記す）が、格納容器１０外に流出することを防止するための弁（以下、隔離弁と記す）１４が設けられている。隔離弁１４は、弁体が閉位置に操作されて閉じることにより、原子炉圧力容器５からの蒸気が格納容器１０外に流出することを防ぐことが可能となっている。
【００２２】
格納容器１０内には、原子炉事故時において、当該格納容器１０内で冷却水を貯留可能に構成されたプール（以下、サプレッションプールと記す）２０が設けられている。サプレッションプール２０は、当該原子炉圧力容器５内から格納容器１０内に放出された蒸気を、凝結させて冷却することにより、格納容器１０内の圧力を抑制することが可能となっている。
【００２３】
格納容器１０内には、主蒸気配管１２内を流れる主蒸気を、サプレッションプール２０内に導く配管（以下、主蒸気逃し配管と記す）１６が設けられている。主蒸気逃し配管１６と主蒸気配管１２は、主蒸気逃し安全弁１８を介して接続されている。主蒸気逃し安全弁１８は、主蒸気配管１２内の主蒸気の圧力が設定値以上に上昇したときに開弁して、主蒸気配管１２を流れる主蒸気の一部を、主蒸気逃し配管１６に流す。主蒸気逃し配管１６を流れた蒸気は、サプレッションプール２０内において凝結して、当該サプレッションプール２０に冷却水として貯留される。
【００２４】
また、原子炉圧力容器５には、主復水器からの冷却水を原子炉圧力容器５内に供給する配管（以下、給水配管と記す）２２が接続されている。給水配管２２は、格納容器１０を貫通して延びている。
【００２５】
給水配管２２のうち格納容器１０の外側には、逆止弁（チェック弁）２４が設けられている。逆止弁２４は、主復水器から原子炉圧力容器５に向かう冷却水の流れを許し、且つ原子炉圧力容器５から主復水器に向かう冷却水の流れを止めるよう構成されている。
【００２６】
以上のように構成された原子力施設１において地震や津波が生じた場合、主復水器からの冷却水（復水）を給水配管２２から原子炉圧力容器５内に供給できなくなることも想定される。このような場合に備えて、原子力施設１には、原子炉圧力容器５内に冷却水を供給する原子炉注水システム３が設けられている。
【００２７】
原子炉注水システム３として、冷却水（復水）を大量に貯留可能な復水貯蔵槽３０と、原子炉圧力容器５内に注水するために冷却水を給水配管２２に圧送するポンプ（以下、注水ポンプと記す）４０が設けられている。復水貯蔵槽３０と注水ポンプ４０は、原子力施設１のうち格納容器１０外に設けられている。
【００２８】
なお、本実施形態の原子力施設１において、サプレッションプール２０は、格納容器１０内において冷却水を最も大量に貯留可能な漕（タンク）である。一方、復水貯蔵槽３０は、格納容器１０外において冷却水を最も大量に貯留可能な漕である。
【００２９】
本実施形態の原子炉注水システム３において、注水ポンプ４０は、サプレッションプール２０に貯留されている冷却水、又は復水貯蔵槽３０に貯留されている冷却水を、吸入して給水配管２２に向けて圧送可能に構成されている。
【００３０】
原子炉注水システム３は、サプレッションプール２０に貯留されている冷却水を、注水ポンプ４０に導く配管（以下、第１吸込配管と記す）２６を有している。第１吸込配管２６は、上流側の端がサプレッションプール２０の底に接続されており、下流側の端が注水ポンプ４０の吸入口に接続されている。
【００３１】
第１吸込配管２６には、サプレッションプール２０と注水ポンプ４０との間における冷却水の流れを遮断可能な弁（以下、第１吸込弁と記す）２８が設けられている。第１吸込弁２８の開弁と閉弁は、後述する制御装置１００により制御される。第１吸込弁２８を開くと、注水ポンプ４０は、サプレッションプール２０に貯留されている冷却水を吸入することが可能となる。
【００３２】
また、原子炉注水システム３は、復水貯蔵槽３０に貯留されている冷却水を、注水ポンプ４０に導くための配管（以下、第２吸込配管と記す）３２を有している。第２吸込配管３２は、上流側の端が復水貯蔵槽３０の底に接続されており、下流側の端が、第１吸込配管２６のうち第１吸込弁２８より注水ポンプ４０側（すなわち下流側）に接続されている。
【００３３】
第２吸込配管３２には、復水貯蔵槽３０と注水ポンプ４０との間における冷却水の流れを遮断可能な弁（以下、第２吸込弁と記す）３４が設けられている。第２吸込弁３４の開弁と閉弁は、制御装置１００により制御される。第２吸込弁３４が開くと、注水ポンプ４０は、復水貯蔵槽３０に貯留されている冷却水を吸入することができる。
【００３４】
加えて、原子炉注水システム３は、注水ポンプ４０から吐出された冷却水を、給水配管２２のうち逆止弁２４より原子炉圧力容器５側に導く配管（以下、第１吐出配管と記す）４１を有している。第１吐出配管４１は、上流側の端が注水ポンプ４０の吐出口に接続されており、下流側の端が給水配管２２のうち格納容器１０より外側であって、逆止弁２４より原子炉圧力容器５側に接続されている。
【００３５】
第１吐出配管４１には、給水配管２２と注水ポンプ４０との間における冷却水の流れを遮断可能な弁（以下、第１吐出弁と記す）４３が設けられている。第１吐出弁４３の開弁と閉弁は、後述する制御装置１００により制御される。第１吐出弁４３が開くと、注水ポンプ４０が吐出した冷却水を、第１吐出配管４１及び給水配管２２を通して、原子炉圧力容器５内に供給することが可能となる。
【００３６】
このように構成された原子炉注水システム３において、制御装置１００が第１吸込弁２８を開弁させると共に第２吸込弁３４を閉弁させ、且つ第１吐出弁４３を開弁させた状態で注水ポンプ４０を作動させると、サプレッションプール２０に貯留されている冷却水を、第１吸込配管２６、注水ポンプ４０、第１吐出配管４１、及び給水配管２２を通して原子炉圧力容器５内に供給することが可能となっている。
【００３７】
なお、制御装置１００が第１吸込弁２８を閉弁させると共に第２吸込弁３４を開弁させ、且つ第１吐出弁４３を開弁させた状態で注水ポンプ４０を作動させると、復水貯蔵槽３０に貯留されている冷却水である復水を、第２吸込配管３２、注水ポンプ４０、第１吐出配管４１、及び給水配管２２を通して原子炉圧力容器５内に供給することが可能となっている。
【００３８】
このような原子炉注水システム３において、注水ポンプ４０を作動させて、サプレッションプール２０に貯留されている冷却水を、原子炉圧力容器５に向けて圧送している場合、サプレッションプール２０内の冷却水が高温であると、当該注水ポンプ４０と、当該注水ポンプ４０の近傍に設けられた補機も、高温となる。
【００３９】
本実施形態の原子炉注水システム３は、復水貯蔵槽３０に貯留されている冷却水を用いて、注水ポンプ４０とその補機を冷却しており、以下に図１及び図２を用いて詳細を説明する。図２は、本実施形態の原子炉注水システムのうち、注水ポンプと、その周辺構成について説明する模式図である。
【００４０】
図１に示すように、原子炉注水システム３は、復水貯蔵槽３０に貯留されている冷却水を、注水ポンプ４０の軸受及び補機が冷却されるように流し、再び当該復水貯蔵槽３０に戻す配管（以下、復水循環配管と記す）５０を有している。復水循環配管５０は、上流側の端が復水貯蔵槽３０の底に接続されており、下流側の端が復水貯蔵槽３０の側面に接続されている。復水循環配管５０と復水貯蔵槽３０により、冷却水が循環する経路が構成されている。
【００４１】
本実施形態の原子炉注水システム３において、復水循環配管５０は、復水貯蔵槽３０に貯留された冷却水を、注水ポンプ４０の軸受及び駆動用モータが冷却されるように流し、再び当該復水貯蔵槽３０に戻すよう、その経路が設定されている。
【００４２】
図２に示すように、注水ポンプ４０は、遠心式のターボポンプとして構成されており、冷却水が流れる流路を画定するケーシング４５と、ケーシング４５内において回転することにより冷却液に圧力を与えるインペラ４６と、インペラ４６を回転可能に支持する軸受４８とを有している。また、注水ポンプ４０の近傍には、補機として、インペラ４６を回転駆動する電気モータ６０が設けられている。電気モータ６０は、バッテリー等の電源から電力の供給を受ける。注水ポンプ４０は、電気モータ６０によりインペラ４６が回転駆動されて冷却水を第１吐出配管４１に吐出する。
【００４３】
本実施形態において、復水循環配管５０は、注水ポンプ４０の軸受４８、及びその補機である電気モータ６０を冷却するよう、その経路が構成されている。復水循環配管５０内に比較的低温の冷却水が流れることにより、注水ポンプ４０の軸受４８及び電気モータ６０は、冷却される。
【００４４】
なお、軸受４８や電気モータ６０は、熱交換器を介して冷却されるものとしても良い。例えば、注水ポンプ４０の軸受４８を冷却する軸受用の熱交換器と、電気モータ６０を冷却するモータ用の熱交換器とをそれぞれ設け、これらの熱交換器に復水循環配管５０から冷却水を流すことにより、軸受４８及び電気モータ６０を冷却するものとしても良い。
【００４５】
このように経路が設定された復水循環配管５０には、復水循環配管５０を流れる冷却水を圧送するポンプ（以下、復水循環ポンプと記す）５５が設けられている。復水循環ポンプ５５は、冷却水を復水貯蔵槽３０と復水循環配管５０との間で循環させる。復水循環ポンプ５５の作動は、制御装置１００により制御される。
【００４６】
本実施形態の原子炉注水システム３においては、復水循環ポンプ５５の作動を制御するために、サプレッションプール２０に貯留されている冷却水の温度を計測する温度計測装置２１が設けられている。温度計測装置２１により計測された温度を示すデータは、制御装置１００により取得される。
【００４７】
制御装置１００は、温度計測装置２１により計測された温度、すなわちサプレッションプール２０内の冷却水の温度が、所定の閾値以下である場合には、復水循環ポンプ５５が作動しないよう制御する。一方、サプレッションプール２０内の冷却水の温度が、所定の閾値を超える場合、すなわちサプレッションプール２０内の冷却水が高温であり、注水ポンプ４０の軸受４８及び電気モータ６０を冷却する必要があると判定した場合には、復水循環ポンプ５５を作動させる。これにより、サプレッションプール２０内の冷却水の温度が高温であっても、軸受４８及び電気モータ６０を冷却することができ、注水ポンプ４０を長時間継続して作動させることが可能となる。
【００４８】
このように構成された原子炉注水システム３は、地震や津波等により他の冷却系の機能が失われた場合であっても、サプレッションプールの冷却水を、注水ポンプ４０により圧送して、原子炉圧力容器５内に供給することができる。注水ポンプ４０の軸受４８や、注水ポンプ４０を駆動する電気モータ６０は、格納容器１０外にある復水貯蔵槽３０の冷却水により冷却されるので、注水ポンプ４０を長時間継続して作動させることができ、サプレッションプール２０に貯留されている冷却水を用いて原子炉圧力容器５への注水を長時間継続して行うことができる。
【００４９】
以上に説明したように、本実施形態の原子炉注水システム３は、主復水器からの冷却水を原子炉圧力容器５内に供給する配管である給水配管２２と、原子炉圧力容器５を格納する格納容器１０内に設けられており、当該原子炉圧力容器５から水蒸気として放出され、当該格納容器内１０で凝結した冷却水を貯留可能に構成されたサプレッションプール２０と、格納容器１０外に設けられており、冷却水を貯留可能に構成された復水貯蔵槽３０とを有している。さらに、原子炉注水システム３は、サプレッションプール２０に貯留された冷却水を給水配管２２に圧送することが可能なポンプである注水ポンプ４０と、復水貯蔵槽３０に貯留されている冷却水を、注水ポンプ４０の近傍に流し、再び当該復水貯蔵槽３０に戻す配管である復水循環配管５０と、復水循環配管５０に設けられており、当該復水循環配管５０を流れる復水を圧送するポンプである復水循環ポンプ５５とを有している。
【００５０】
復水循環配管５０は、復水貯蔵槽３０からの復水が、注水ポンプ４０の軸受４８を冷却するよう構成されているものとしたので、復水貯蔵槽３０に貯留されている冷却水により軸受４８を冷却しつつ、注水ポンプ４０によりサプレッションプール２０に貯留されている比較的高温な冷却水を、原子炉圧力容器５内に長時間継続して供給することができる。
【００５１】
加えて、本実施形態の原子炉注水システム３において、注水ポンプ４０は、図２に示すように、電気モータ６０によりインペラ４６を回転駆動するものであり、復水循環配管５０は、復水貯蔵槽３０からの冷却水が、電気モータ６０を冷却するよう構成されているものとした。注水ポンプ４０は、電気モータ６０によりインペラ４６が回転駆動されるものである場合には、電気モータ６０を冷却することにより、注水ポンプ４０を長時間継続して作動させることができる。
【００５２】
また、本実施形態の原子炉注水システム３において、給水配管２２には、主復水器から原子炉圧力容器５に向かう冷却水の流れを許し、且つ当該原子炉圧力容器５から当該主復水器に向かう冷却水の流れを止める逆止弁２４が、設けられている。原子炉注水システム３は、注水ポンプ４０から吐出された冷却水を給水配管２２のうち逆止弁２４より原子炉圧力容器５側に導く第１吐出配管４１と、第１吐出配管４１に設けられており給水配管２２と注水ポンプ４０との間における冷却水の流れを遮断可能な第１吐出弁４３とを備えるものとした。通常運転時においては、主復水器からの冷却水を給水配管２２から原子炉圧力容器５内に供給する。このとき、第１吐出弁４３を閉じることにより、給水配管２２から第１吐出配管４１に流入した冷却水が注水ポンプ４０に流れるのを防ぐことができる。
【００５３】
また、本実施形態の原子炉注水システム３において、サプレッションプール２０に貯留されている冷却水を、注水ポンプ４０に導く第１吸込配管２６と、第１吸込配管２６に設けられており、サプレッションプール２０と注水ポンプ４０との間における冷却水の流れを遮断可能な第１吸込弁２８と、復水貯蔵槽３０に貯留されている冷却水を、第１吸込配管２６のうち第１吸込弁２８より注水ポンプ４０側に導く第２吸込配管３２と、第２吸込配管３２に設けられており、復水貯蔵槽３０と注水ポンプ４０との間における冷却水の流れを遮断可能な第２吸込弁３４とを有するものとした。サプレッションプール２０内に貯留されている冷却水が、何らかの理由により枯渇した場合、第１吸込弁２８を閉じると共に第２吸込弁３４を開くことにより、復水貯蔵槽３０に貯留されている冷却水を、注水ポンプ４０により圧送して原子炉圧力容器５内に供給することができる。
【００５４】
なお、本実施形態において、復水貯蔵槽３０に貯留されている冷却水は、注水ポンプ４０の軸受４８及び電気モータ６０の冷却や、原子炉圧力容器５への注水に用いられるものとしたが、復水貯蔵槽３０に貯留されている冷却水の用途は、これらに限定されるものではない。また、サプレッションプール２０内に貯留されている冷却水から不純物を除去するための装置を設けることも好適であり、以下に、その一例について説明する。
【００５５】
〔第２の実施形態〕
第２の実施形態の原子炉注水システムを含む原子力施設の構成について図３を用いて説明する。図３は、本実施形態の原子炉注水設備を含む原子力施設の概略構成を示す模式図である。
【００５６】
本実施形態の原子力施設１Ｂにおいて、原子炉注水システム３Ｂは、第１吐出配管４１から分岐して設けられており、注水ポンプ４０から吐出された冷却水をサプレッションプール２０に導く配管（以下、第２吐出配管と記す）７０を有している。第２吐出配管７０は、上流側の端が第１吐出配管４１に接続されており、下流側の端がサプレッションプール２０内に配置されている。
【００５７】
第２吐出配管７０には、冷却水に含まれる不純物を除去する装置（以下、単に「浄化装置」と記す）７１が設けられている。本実施形態において、浄化装置７１は、冷却水をろ過して冷却水に含まれる固体粒子を除去すると共に、イオン交換樹脂や逆浸透膜によって冷却水に含まれるイオンを除去する、いわゆる「ろ過脱塩装置」として構成されている。
【００５８】
加えて、第２吐出配管７０には、第１吐出配管４１と浄化装置７１との間における冷却水の流れを遮断可能な弁（以下、第２吐出弁と記す）７２が設けられている。第２吐出弁７２は、第２吐出配管７０のうち浄化装置７１の上流側すなわち第１吐出配管４１側に設けられている。第２吐出弁７２の開弁と閉弁は、制御装置１００により制御される。
【００５９】
第１吸込弁２８が開き、第２吐出弁７２が開き、且つ注水ポンプ４０が作動するよう制御装置１００が制御すると、サプレッションプール２０に貯留されている冷却水は、第１吸込配管２６、注水ポンプ４０、第１吐出配管４１を流れ、第２吐出配管７０に流入する。第２吐出配管７０に流入した冷却水は、第２吐出弁７２及び浄化装置７１を通って、再びサプレッションプール２０に戻される。これにより、サプレッションプール２０に貯留されている冷却水に不純物が含まれている場合において、当該不純物を浄化装置７１により除去することができる。
【００６０】
また、本実施形態の原子炉注水システム３Ｂには、復水貯蔵槽３０に貯留されている冷却水の一部を図示しない核燃料を貯蔵する燃料プールに供給する配管（以下、第３吐出配管と記す）８０が設けられている。第３吐出配管８０は、復水循環配管５０から分岐して設けられており、図示しない燃料プールに接続されている。
【００６１】
第３吐出配管８０には、復水循環配管５０と燃料プールとの間における冷却水の流れを遮断可能な弁（以下、第３吐出弁と記す）８２が設けられている。第３吐出弁８２の開弁と閉弁は、制御装置１００により制御される。制御装置１００が第３吐出弁８２を開くことにより、復水貯蔵槽３０に貯留されている冷却水を、燃料プールに補給して使用済燃料等の核燃料を冷却することができる。地震等により燃料プール内の冷却水が不足した場合に有用である。
【００６２】
また、本実施形態の原子炉注水システム３Ｂには、復水貯蔵槽３０に貯留されている冷却水の一部を、冷却水の圧力変動を抑制するタンクであるサージタンク（図示せず）に供給する配管（以下、第４吐出配管と記す）９０が設けられている。第４吐出配管９０は、復水循環配管５０から分岐して設けられており、図示しない他のシステムのサージタンクに接続されている。
【００６３】
第４吐出配管９０には、復水循環配管５０とサージタンクとの間における冷却水の流れを遮断可能な弁（以下、第４吐出弁と記す）９２が設けられている。第４吐出弁９２の開弁と閉弁は、制御装置１００により制御される。制御装置１００が第４吐出弁９２を開くことにより、復水貯蔵槽３０に貯留されている冷却水を、サージタンクに補給することができる。地震等により、他のシステムのサージタンク内の冷却水が不足した場合に有用である。
【００６４】
なお、本実施形態において、第２吐出配管７０に設けられた浄化装置７１は、冷却水をろ過して固体粒子を除去し、且つ冷却水に含まれるイオンを除去するろ過脱塩装置であるものとしたが、本発明に係る浄化装置の態様は、これに限定されるものではない。浄化装置は、冷却水に含まれる不純物を除去するものであれば良い。
【００６５】
〔他の実施形態〕
以上に説明した各実施形態において、例えば、サプレッションプール２０に貯留されている冷却水は、第１吸込配管２６を通して注水ポンプ４０に導かれ、復水貯蔵槽３０に貯留されている冷却水は、第２吸込配管３２及び第１吸込配管２６を通して注水ポンプ４０に導かれるものとしたが、これら配管が接続される態様は、上述した実施形態に限定されるものではない。サプレッションプール２０に接続される配管は、冷却水をサプレッションプール２０から注水ポンプ４０に導くことが可能なものであれば良い。また、復水貯蔵槽３０に接続される配管は、冷却水を復水貯蔵槽３０から注水ポンプ４０に導くことが可能なものであれば良い。
【００６６】
また、上述した各実施形態において、復水循環配管５０を流れる冷却水は、注水ポンプ４０の軸受４８（図２参照）や、当該注水ポンプ４０のインペラ４６を回転駆動する電気モータ６０を冷却するものとしたが、復水循環配管５０を流れる冷却水が冷却する冷却対象は、これらに限定されるものではない。復水循環配管５０は、注水ポンプ４０を長時間継続して作動させるために冷却が必要な部位や機器を冷却できるよう構成されていれば良い。復水循環配管５０は、例えば、注水ポンプ４０の軸封部に供給されるシール水を冷却するように、その経路を設定することも好適である。
【００６７】
以上、本発明のいくつかの実施形態について説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これらの実施形態はその他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これらの実施形態やその変形例は、発明の要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明と均等の範囲に含まれる。
【符号の説明】
【００６８】
１，１Ｂ  原子力施設
３，３Ｂ  原子炉注水システム
５  原子炉圧力容器
１０  格納容器
１２  主蒸気配管
１４  隔離弁
１６  主蒸気逃し配管
１８  主蒸気逃し安全弁
２０  サプレッションプール
２１  温度計測装置
２２  給水配管
２４  逆止弁
２６  第１吸込配管
２８  第１吸込弁
３０  復水貯蔵槽
３２  第２吸込配管
３４  第２吸込弁
４０  注水ポンプ
４１  第１吐出配管
４３  第１吐出弁
４５  注水ポンプのケーシング
４６  注水ポンプのインペラ
４８  注水ポンプの軸受
５０  復水循環配管
５５  復水循環ポンプ
６０  電気モータ
７０  第２吐出配管
７１  浄化装置
７２  第２吐出弁
８０  第３吐出配管
８２  第３吐出弁
９０  第４吐出配管
９２  第４吐出弁
１００  制御装置
【図１】
2015121431.tif 000003
【図２】
2015121431.tif 000004
【図３】
2015121431.tif 000005