(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉格納容器に収容されている加圧水型の原子炉を含む原子炉冷却系が設置される１次系建屋と、
前記原子炉冷却系と熱交換するタービン系が設置される２次系建屋と、を備え、
前記１次系建屋には、１次系設備の安全系空調用冷却水設備を設置し、
前記２次系建屋には、前記１次系設備の非安全系空調用冷却水設備を設置し、
前記２次系建屋に設置された前記非安全系空調用冷却水設備のチラー設備から前記２次系建屋に設置されている２次系設備へ冷却水を供給することを特徴とする原子力発電プラントの１／２次系冷却水システム。
【請求項２】
前記２次系設備へ冷却水を供給する前記チラー設備は冷却塔方式であることを特徴とする請求項１に記載の原子力発電プラントの１／２次系冷却水システム。
【請求項３】
前記２次系設備へ冷却水を供給する前記チラー設備は海水冷却方式であることを特徴とする請求項１に記載の原子力発電プラントの１／２次系冷却水システム。
【請求項４】
原子炉格納容器に収容されている加圧水型の原子炉を含む原子炉冷却系が設置される１次系建屋と、
前記原子炉冷却系と熱交換するタービン系が設置される２次系建屋と、を備え、
前記１次系建屋には、１次系設備の安全系空調用冷却水設備を設置し、
前記２次系建屋には、前記１次系設備の非安全系空調用冷却水設備となる、前記安全系空調用冷却水設備とは独立した原子炉補機冷却海水設備を設置し、
前記２次系建屋に設置された前記非安全系空調用冷却水設備の前記原子炉補機冷却海水設備から前記２次系建屋に設置されている２次系設備へ冷却水を供給することを特徴とする原子力発電プラントの１／２次系冷却水システム。
【請求項５】
請求項１から４のいずれか１項に記載の１／２次系冷却水システム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、原子力発電プラントの１次系設備及び２次系設備の冷却水システム及び原子力発電プラントに関するものである。
【背景技術】
【０００２】
原子力発電プラントは大出力プラントに対応するために設備機器が大型化してきている。さらに通常運転中に保守作業が行えるように、１次系設備の台数を増やしている。
【０００３】
特許文献１には、空調設備の冷却水系として予備機を含めた４台の冷凍機を備えた原子力発電所の空調設備が記載されている。これは４台のうちの３台を稼働してピーク負荷を賄え、１台の冷凍機が故障した非常時にも予備機が稼働して信頼性のある冷却水供給を行うことができるものである。
【０００４】
特許文献２には、原子力発電所の複数のエリア毎に設けた冷却コイルに共通の冷凍機からの冷却水を分配して各エリアに供給し、給気を冷却する空調方法が記載されている。これは各エリアから合流して冷凍機に流入する冷却水の入り口温度が所定の設定値を超えないように制御し、過負荷時に冷凍機のオーバーロードを防止するものである。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００５】
【特許文献１】特開２００１−８２８１９号公報
【特許文献２】特開２００２−６０７５号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００６】
図６は、１次系における空調用冷却水設備系統の一例を示す構成図である。１次系の安全系空調用冷却水設備のＡ系統設備は、Ａ室空調ユニット３０とＡ室冷房ユニット３２とＡ安全系空調用冷水ポンプ３３と安全系空調用冷水タンク３４と蒸発器３５と凝縮器３６とＳＷＳ（Sea Water System：原子炉補機冷却海水設備）３７と管路３８，３９とで構成されている。なお蒸発器３５と凝縮器３６とは一対で安全系空調用チラーと呼ばれるものである。
【０００７】
ここで、１次系の安全系空調用冷却水設備のＡ系統設備の一連の動作について説明する。Ａ安全系空調用チラーの凝縮器３６の冷媒により蒸発器３５で冷却された冷却水は、Ａ安全系空調用冷水ポンプ３３で送水され管路３８を通って各空調機器に分配される。Ａ室空調ユニット３０及びＡ室冷房ユニット３２で熱交換されることによって昇温した戻り冷却水は、管路３９に合流し、Ａ安全系空調用チラーの蒸発器３５に戻り、再度冷却して再循環される。凝縮器３６で熱交換されることによって昇温した冷媒は、ＳＷＳ３７の海水により冷却される。Ａ室空調ユニット３０及びＡ室冷房ユニット３２の温度は、冷却水の流量により制御する。この温度制御は、管路３８，３９に設けられたバルブにより冷却水の流量を調節して行うようになっている。また安全系空調用冷水タンク３４は冷却水の量を調節するためのものであり、Ａ，Ｂ系統設備に共通なものである。
【０００８】
上述したＡ系統設備（破線Ａで囲まれた部分）と同様なＢ系統設備（破線Ｂで囲まれた部分）とが一対で１次系の安全系空調用冷却水設備の片側を構成している。そして一対のＡ，Ｂ系統設備と同様の構成で、一対のＣ，Ｄ系統設備（破線Ｃ，Ｄで囲まれた部分）が１次系の安全系空調用冷却水設備のもう一方の側を構成している。従って４つのＡ，Ｂ，Ｃ，Ｄ系統設備により１次系の安全系空調用冷却水設備は構成されていることになる。
【０００９】
次に、１次系の非安全（常用）系空調冷却水設備（破線Ｅで囲まれた部分）は、Ｆ冷却ユニット４１とＧ冷却ユニット４２とＨ冷却ユニット４３とＩ冷却ユニット４４と空調用冷水ポンプ３３と空調用冷水タンク３４と蒸発器３５と凝縮器３６とＳＷＳ３７と管路４５，４６，４７，４８とで構成されている。図６に示すように、上述した４つのＡ，Ｂ，Ｃ，Ｄ系統設備の安全系空調用チラーで冷却された冷却水は、各安全系空調用冷水ポンプにより管路４５，４７を通って送水されている。Ｆ〜Ｉ冷却ユニット４１〜４４で熱交換されることによって昇温した戻り冷却水は、管路４６，４８を通ってＡ〜Ｄ安全系空調用チラーに戻り、再度冷却して再循環される。
【００１０】
上述したように、１次系における空調用冷却水設備構成は、安全系と非安全（常用）系とが統合されている大規模なものであり、１次系建屋内に全ての空調用冷却水設備が設置されて１次系建屋内で完結したプラントシステムとなっていた。
【００１１】
上述した特許文献１の空調用冷却水設備構成では大出力プラントに対応するために設備機器の大型化と設備機器の台数増加とにより、１次系建屋内の設備機器設置スペースが不足するという問題があった。
【００１２】
また、特許文献２の構成では定期検査時にポンプが止まってしまうために２次系設備において冷却水を確保することができず、専用の冷却水設備が必要となるという問題があった。
【００１３】
本発明は、上記に鑑みてなされたものであって、１次系建屋の設備機器設置スペースを確保すると共に、定期検査時における２次系設備への冷却水を供給できる原子力発電プラントの１／２次系冷却水システム及び原子力発電プラントを提供することを課題とする。
【課題を解決するための手段】
【００１４】
上述した課題を解決し、目的を達成するために、本発明の原子力発電プラントの１／２次系冷却水システムは、原子炉格納容器に収容されている原子炉を含む原子炉冷却系が設置される１次系建屋と、原子炉冷却系と熱交換するタービン系が設置される２次系建屋と、を備え、１次系建屋には、１次系設備の安全系空調用冷却水設備を設置し、２次系建屋には、１次系設備の非安全系空調用冷却水設備を設置することを特徴とする。
【００１５】
この構成によれば、１次系設備のうちで安全系設備と非安全（常用）系設備とを分離することができ、安全系設備は１次系建屋内に設置され、管理クラスの低い非安全系設備を２次系建屋内に設置することが可能となる。これにより、１次系建屋の設備機器設置スペースを確保することができる。
【００１６】
本発明の原子力発電プラントの１／２次系冷却水システムは、さらに２次系建屋に設置された非安全系空調用冷却水設備のチラー設備から２次系建屋に設置されている２次系設備へ冷却水を供給することが、好ましい。
【００１７】
この構成によれば、非安全系設備の空調用チラー設備を２次系建屋内に設けることにより空調用チラー設備を冷却する冷却水を、同じ２次系建屋内に設置されている２次系設備機器に供給することが可能となる。これにより、定期検査時でも２次系設備機器を稼働させることができる。
【００１８】
本発明の原子力発電プラントの１／２次系冷却水システムは、さらに２次系設備へ冷却水を供給するチラー設備は冷却塔方式であることが、好ましい。
【００１９】
この構成によれば、非安全系設備の空調用チラー設備を２次系建屋内に設けることにより空調用チラー設備を冷却する冷却水を、同じ２次系建屋内に設置されている２次系設備機器に供給することが可能となる。これにより、定期検査時においても２次系設備機器を稼働させることができる。
【００２０】
本発明の原子力発電プラントの１／２次系冷却水システムは、さらに２次系設備へ冷却水を供給するチラー設備は海水冷却方式であることが、好ましい。
【００２１】
この構成によれば、空調用チラー設備を２次系建屋に設け、１次系の安全系空調用冷却水設備とは独立させることができる。これにより、定期検査時でも２次系設備機器を稼働させることができる。
【００２２】
本発明の原子力発電プラントの１／２次系冷却水システムは、さらに２次系建屋には、１次系設備の安全系空調用冷却水設備とは独立した原子炉補機冷却海水設備を有し、２次系建屋に設置されている２次系設備へ冷却水を供給することが、好ましい。
【００２３】
この構成によれば、定期検査時に安全系空調用冷却水設備のＳＷＳが止まった場合でも、空調用チラー設備を２次系建屋に設けることで、空調用チラー設備を１次系の安全系空調用冷却水設備とは独立させることができる。これにより、定期検査時でも２次系設備機器を稼働させることができる。
【００２４】
本発明の原子力発電プラントは、上記に記載の原子力発電プラントの１／２次系冷却水システムを備えたことを特徴とする。
【００２５】
この構成によれば、１次系設備のうちで安全系設備と非安全（常用）系設備とを分離することができ、安全系設備は１次系建屋内に設置され、管理クラスの低い非安全系設備を２次系建屋内に設けたことにより、１次系建屋内の設備機器設置スペースを確保することが可能となる。これにより、１次系建屋の設備機器設置スペースを確保することができる。また非安全系設備の空調用チラー設備を２次系建屋内に設けることにより空調用チラー設備を冷却する冷却水を、同じ２次系建屋内に設置されている２次系設備機器に供給することが可能となる。これにより、定期検査時においても２次系設備機器を稼働させることができる。
【発明の効果】
【００２６】
本発明の原子力発電プラントの１／２次系冷却水システム及び原子力発電プラントによれば、１次系設備のうちで安全系設備と非安全（常用）系設備とを分離することができ、１次系建屋の設備機器設置スペースを確保すると共に、定期検査時における２次系設備機器への冷却水を供給することが可能となる。
【図面の簡単な説明】
【００２７】
【図１】図１は、本実施例１に係る１／２次系冷却水システムを適用する原子力発電プラントを模式的に表した概略構成図である。
【図２】図２は、本実施例１に係る１次系の安全系空調用冷却水設備系統構成図である。
【図３】図３は、本実施例１に係る１次系の安全系空調用冷却水設備系統構成図である。
【図４】図４は、本実施例１に係る１次系の非安全（常用）系における空調用冷却水設備系統構成図である。
【図５】図５は、本実施例２に係る１次系の非安全（常用）系空調用冷却水設備系統構成図である。
【図６】図６は、従来の１次系における空調用冷却水設備系統の一例を示す構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００２８】
以下に、本発明にかかる原子力発電プラントの１／２次系冷却水システム及び原子力発電プラントの実施例を図面に基づいて詳細に説明する。なお、この実施例により本発明が限定されるものではない。また、下記実施例における構成要素には、当業者が置換可能かつ容易なもの、或いは実質的に同一のものが含まれる。
【実施例１】
【００２９】
図１は、本発明の実施例１に係る１／２次系冷却水システムを適用する原子力発電プラントを模式的に表した概略構成図である。
【００３０】
本実施例１が適用される原子力発電プラント１の原子炉５は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、１次系全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って二次冷却材と熱交換させることにより蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電する加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）である。なお、本実施例は、このＰＷＲに限らず、これを改良した改良型加圧水型原子炉（ＡＰＷＲ：Advanced Pressurized Water Reactor）に適用することができ、また、安全系及び非安全系設備を備えている他の発電プラントにも適用可能である。
【００３１】
原子炉５を用いた原子力発電プラント１は、１次系建屋に設置される原子炉５を含む原子炉冷却系３と、２次系建屋に設置される原子炉冷却系３と熱交換するタービン系４とで構成されており、原子炉冷却系３には、原子炉冷却材が流通し、タービン系４には、二次冷却材が流通している。
【００３２】
原子炉冷却系３は、原子炉５と、コールドレグ６ａ及びホットレグ６ｂを介して原子炉５に接続された蒸気発生器７とを有している。また、ホットレグ６ｂには、加圧器８が介設され、コールドレグ６ａには、原子炉冷却材ポンプ９が介設されている。そして、原子炉５、コールドレグ６ａ、ホットレグ６ｂ、蒸気発生器７、加圧器８及び原子炉冷却材ポンプ９は、原子炉格納容器１０に収容されている。
【００３３】
原子炉５は、上記したように加圧水型原子炉であり、その内部は原子炉冷却材で満たされている。そして、原子炉５内は、多数の燃料集合体１５を収容すると共に、燃料集合体１５の燃料棒内の核燃料の核分裂を制御する多数の制御棒１６が、各燃料集合体１５に対し挿入可能に設けられている。
【００３４】
制御棒１６により核分裂反応を制御しながら燃料集合体１５の燃料棒内の核燃料を核分裂させると、この核分裂により熱エネルギーが発生する。発生した熱エネルギーは原子炉冷却材を加熱し、加熱された原子炉冷却材は、ホットレグ６ｂを介して蒸気発生器７へ送られる。一方、コールドレグ６ａを介して各蒸気発生器７から送られてきた原子炉冷却材は、原子炉５内に流入して、原子炉５内を冷却する。
【００３５】
ホットレグ６ｂに介設された加圧器８は、高温となった原子炉冷却材を加圧することにより、原子炉冷却材の沸騰を抑制している。また、蒸気発生器７は、高温高圧となった原子炉冷却材を二次冷却材と熱交換させることにより、二次冷却材を蒸発させて蒸気を発生させ、かつ、高温高圧となった原子炉冷却材を冷却している。原子炉冷却材ポンプ９は、原子炉冷却系３において原子炉冷却材を循環させており、原子炉冷却材を蒸気発生器７からコールドレグ６ａを介して原子炉５へ送り込むと共に、原子炉冷却材を原子炉５からホットレグ６ｂを介して蒸気発生器７へ送り込んでいる。
【００３６】
原子炉冷却材は、原子炉５と蒸気発生器７との間を循環している。なお、原子炉冷却材は、冷却材及び中性子減速材として用いられる軽水である。
【００３７】
タービン系４は、蒸気管２１を介して各蒸気発生器７に接続されたタービン２２と、タービン２２に接続された復水器２３と、復水器２３と各蒸気発生器７とを接続する給水管２６に介設された給水ポンプ２４と、を有している。そして、上記のタービン２２には、発電機２５が接続されている。
【００３８】
ここで、原子力発電プラント１のタービン系４における一連の動作について説明する。蒸気管２１を介して蒸気発生器７から蒸気がタービン２２に流入すると、タービン２２は回転する。タービン２２が回転すると、タービン２２に接続された発電機２５は、発電を行う。この後、タービン２２から排出した蒸気は復水器２３に流入する。復水器２３は、その内部に冷却管２７が配設されており、冷却管２７の一方には冷却水（例えば、海水）を供給するための取水管２８が接続され、冷却管２７の他方には冷却水を排水するための排水管２９が接続されている。そして、復水器２３は、タービン２２から流入した蒸気を冷却管２７により冷却することで、蒸気を液体に戻している。液体となった二次冷却材は、給水ポンプ２４により給水管２６を介して蒸気発生器７に送られる。蒸気発生器７に送られた二次冷却材は、蒸気発生器７において原子炉冷却材と熱交換を行うことにより再び蒸気となる。
【００３９】
次に、図２〜図４を参照しながら、本実施例１の１次系建屋内の１次系設備について説明する。
【００４０】
図２及び図３は、本実施例１に係る１次系の安全系空調用冷却水設備系統構成図である。図４は、本実施例１に係る１次系の非安全（常用）系空調用冷却水設備系統構成図である。
【００４１】
本実施例１の原子力プラント１は、１次系設備のうちで安全系設備と非安全（常用）系設備とを分離した構成とし、従来通り安全系設備は１次系建屋内に設置され、管理クラスの低い非安全系設備を２次系建屋内に設けたことが特徴である。これにより、１次系建屋内の設備機器設置スペースを確保することが可能となる。また非安全系設備の空調用チラー設備を２次系建屋内に設けることにより空調用チラー設備を冷却する冷却水を、同じ２次系建屋内に設置されている２次系設備機器に供給することが可能となる。本実施例１の空調用チラー設備を冷却する方式は冷却塔方式となっている。なお安全系設備は管理区域内に設置される設備（放射線に被曝するもの）であり、非安全系設備は非管理区域内に設置される設備（放射線に被曝しないもの）のことを示す。また非安全系設備を常用系設備とも記述する。
【００４２】
実施例１の１次系の安全系空調用冷却水設備１００は、図２に示すように一対のＡ，Ｂ系統設備と図３に示すように一対のＣ，Ｄ系統設備とで構成されている。一対のＡ，Ｂ系統設備のうちＡ系統設備は、Ａ室空調ユニット５０とＡ室冷房ユニット５２とＡ安全系空調用冷水ポンプ５３と安全系空調用冷水タンク５４と蒸発器５５と凝縮器５６とＳＷＳ（Sea Water System：原子炉補機冷却海水設備）５７と管路５８，５９とで構成されている。なお蒸発器５５及び凝縮器５６は一対でＡ安全系空調用チラーと呼ばれるものである。Ｂ系統設備は、Ｂ室空調ユニット６０とＢ室冷房ユニット６２とＢ安全系空調用冷水ポンプ６３と安全系空調用冷水タンク５４と蒸発器６５と凝縮器６６とＳＷＳ（Sea Water System：原子炉補機冷却海水設備）６７と管路６８，６９とで構成されている。なお空調用冷水タンク５４は、Ａ，Ｂ系統設備に共通なものである。また蒸発器６５及び凝縮器６６は一対でＢ安全系空調用チラーと呼ばれるものである。
【００４３】
ここで、１次系の安全系空調用冷却水設備１００のＡ系統設備の一連の動作について説明する。Ａ安全系空調用チラーの凝縮器５６の冷媒により蒸発器５５で冷却された冷却水は、Ａ安全系空調用冷水ポンプ５３で送水され管路５８を通って各空調機器に分配される。Ａ室空調ユニット５０及びＡ室冷房ユニット５２で熱交換されることによって昇温した戻り冷却水は、管路５９に合流し、Ａ安全系空調用チラーの蒸発器５５に戻り、再度冷却して再循環される。凝縮器５６で熱交換されることによって昇温した冷媒は、ＳＷＳ５７の海水により冷却される。Ａ室空調ユニット５０及びＡ室冷房ユニット５２の温度は、冷却水の流量により制御する。この温度制御は、管路５８，５９に設けられたバルブにより冷却水の流量を調節して行うようになっている。また安全系空調用冷水タンク５４は冷却水の量を調節するためのものであり、管路５９及びＢ系統の管路６９に繋がっている。
【００４４】
一方、Ｂ安全系空調用チラーの凝縮器６６からの冷媒により蒸発器６５で冷却された冷却水は、Ｂ安全系空調用冷水ポンプ６３で送水され管路６８を通って各空調機器に分配される。Ｂ室空調ユニット６０及びＢ室冷房ユニット６２で熱交換されることによって昇温した戻り冷却水は、管路６９に合流し、Ｂ安全系空調用チラーの蒸発器６５に戻り、再度冷却して再循環される。凝縮器６６で熱交換されることによって昇温した冷媒は、ＳＷＳ６７の海水により冷却される。Ｂ室空調ユニット６０及びＢ室冷房ユニット６２の温度は、冷却水の流量により制御する。この温度制御は、管路６８，６９に設けられたバルブにより冷却水の流量を調節して行うようになっている。また安全系空調用冷水タンク５４は冷却水の量を調節するためのものであり、管路５９及びＢ系統の管路６９に繋がっている。
【００４５】
上述したＡ，Ｂ系統設備と同様な構成、動作をするのが、図３で示したＣ，Ｄ系統設備であるので、同様な部分に符号を付すだけで各部の詳細な説明は省略する。
【００４６】
このように、実施例１の１次系の安全系空調用冷却水設備１００は、一対のＡ，Ｂ系統設備と一対のＣ，Ｄ系統設備とで構成されることになる。
【００４７】
図４に示すように、実施例１の１次系非安全系空調用冷却水設備２００は、放射線管理室冷却ユニット２０１と格納容器冷却ユニット２０２と冷却ユニット２０３と冷却コイル２０４と常用系空調用冷水タンク２０５と常用系空調用冷水ポンプ２０６，２１６と蒸発器２０７，２１７と凝縮器２０８，２１８とクーリングタワー用ポンプ２０９，２１９とクーリングタワー２１０，２２０と送水管路２３０，２３１，２３２と戻り管路２３４，２３５，２３６とで構成されている。また１次系非安全系空調用冷却水設備２００は、クーリングタワー２１０，２２０で冷却された冷却水を２次系設備機器２５０に送水するための送水管路２４０と戻り管路２４１とを備える。なお蒸発器２０７，２１７と凝縮器２０８，２１８とは、それぞれ一対で常用系空調用チラーと呼ばれるものである。
【００４８】
上記の設備のうち、放射線管理室冷却ユニット２０１と格納容器冷却ユニット２０２と冷却ユニット２０３と冷却コイル２０４と、は１次系建屋内に設置される。常用系空調用冷水タンク２０５と常用系空調用冷水ポンプ２０６，２１６と蒸発器２０７，２１７と凝縮器２０８，２１８とクーリングタワー用ポンプ２０９，２１９とクーリングタワー２１０，２２０と、は２次系建屋内に設置される。また実施例１においては、クーリングタワー２１０，２２０は、１次系の安全系空調用冷却水設備１００とは独立して２次系建屋内に設置されるので、定期検査時でもクーリングタワー２１０，２２０で冷却された冷却水を２次系建屋内の２次系設備機器２５０に供給できるようになっている。なお１次系建屋には原子炉格納容器１０に収容されている原子炉５を含む原子炉冷却系３と蒸気発生器７とそれらの関連設備とが設置される。２次系建屋には原子炉冷却系３と熱交換するタービン系４と復水器２３と発電機２５とそれらの関連設備とが設置される。また従来の原子力発電プラントの場合は、定期検査時に安全系空調用冷却水設備のＳＷＳが止まってしまい冷却水が確保できなかったが、常用系空調用チラー設備を２次系建屋内に設け、１次系の安全系空調用冷却水設備１００とは常用系空調用チラー設備を独立させることによって、定期検査時でも２次系設備機器２５０を稼働させることができる。
【００４９】
ここで、１次系の非安全系空調用冷却水設備２００の一連の動作について説明する。常用系空調用チラーの凝縮器２０８，２１８冷媒により蒸発器２０７，２１７で冷却された冷却水は、常用系空調用冷水ポンプ２０６，２１６で送水され送水管路２３０，２３１を通って送水管路２３２にて合流し、各空調機器に分配される。冷却ユニット２０１，２０２，２０３及び冷却コイル２０４で熱交換されることによって昇温した戻り冷却水は、戻り管路２３４に合流した後、戻り管路２３５，２３６とに分配されて、常用系空調用チラーの蒸発器２０７，２１７に戻り、再度冷却して再循環される。凝縮器２０８，２１８で熱交換されることによって昇温した冷媒は、クーリングタワー２１０，２２０で冷却した冷却水により冷却される。冷却ユニット２０１，２０２，２０３及び冷却コイル２０４の温度は、冷却水の流量により制御する。この温度制御は、送水管路２３０，２３１，２３２及び戻り管路２３４，２３５，２３６に設けられたバルブにより冷却水の流量を調節して行うようになっている。また常用系空調用冷水タンク２０５は冷却水の量を調節するためのものであり、戻り管路２３４に繋がっている。このように常用系空調用チラーを２台配置して常用系空調用冷却水を供給することで、どちらか一方の常用系空調用チラーを定期検査などで止めた場合でも各空調機器を稼働させることができる。
【００５０】
実施例１によれば、１次系設備のうちで安全系設備と非安全（常用）系設備とを分離した構成とし、安全系設備は１次系建屋内に設置され、管理クラスの低い非安全系設備を２次系建屋内に設けたことにより、１次系建屋内の設備機器設置スペースを確保することが可能となる。
【００５１】
また非安全系設備の空調用チラー設備を２次系建屋内に設けることにより空調用チラー設備を冷却する冷却水を、同じ２次系建屋内に設置されている２次系設備機器に供給することが可能となるため、定期検査時においても２次系設備機器を稼働させることができる。
【実施例２】
【００５２】
本実施例２に係る１／２次系冷却水システムを適用する原子力発電プラントは、実施例１と同様であるため詳細な説明は省略する。また本実施例２に係る１次系の安全系空調用冷却水設備の構成・動作は、実施例１と同様であるため詳細な説明は省略する。本実施例２の１次系の安全系空調用冷却水設備は、一対のＡ，Ｂ系統設備と一対のＣ，Ｄ系統設備とで構成されていることになる。
【００５３】
本実施例２の原子力プラント１は、１次系設備のうちで安全系設備と非安全（常用）系設備とを分離した構成とし、従来通り安全系設備は１次系建屋内に設置され、管理クラスの低い非安全系設備を２次系建屋内に設けたことが特徴である。これにより、１次系建屋内の設備機器設置スペースを確保することが可能となる。また空調用チラー設備を２次系建屋内に設けることにより空調用チラー設備を冷却する冷却水を、同じ２次系建屋内に設置されている２次系設備機器に供給することが可能となる。実施例１とは空調用チラー設備を冷却する方式が海水冷却方式であることが異なる。
【００５４】
図５は、本実施例２に係る１次系の非安全（常用）系空調用冷却水設備系統構成図である。
【００５５】
図５に示すように、実施例２の１次系非安全系空調用冷却水設備３００は、放射線管理室冷却ユニット３０１と格納容器冷却ユニット３０２と冷却ユニット３０３と冷却コイル３０４と常用系空調用冷水タンク３０５と常用系空調用冷水ポンプ３０６，３１６と蒸発器３０７，３１７と凝縮器３０８，３１８とＳＷＳ３１０，３２０と送水管路３３０，３３１，３３２と戻り管路３３４，３３５，３３６とで構成されている。なお蒸発器３０７，３１７及び凝縮器３０８，３１８は、それぞれ一対で常用系空調用チラーと呼ばれるものである。また１次系非安全系空調用冷却水設備３００は、ＳＷＳ３１０，３２０で取水した海水を２次系設備機器３５０に送水するための送水管路３４０と戻り管路３４１とを備える。
【００５６】
上記の設備のうち、放射線管理室冷却ユニット３０１と格納容器冷却ユニット３０２と冷却ユニット３０３と冷却コイル３０４と、は１次系建屋内に設置される。常用系空調用冷水タンク３０５と常用系空調用冷水ポンプ３０６，３１６と蒸発器３０７，３１７と凝縮器３０８，３１８とＳＷＳ３１０，３２０と、は２次系建屋内に設置される。また実施例２においては、ＳＷＳ３１０，３２０は、１次系の安全系空調用冷却水設備１００とは独立して２次系建屋内に設置されるので、定期検査時でもＳＷＳ３１０，３２０の冷却水を２次系建屋内の２次系設備機器３５０に供給できるようになっている。なお１次系建屋には原子炉格納容器１０に収容されている原子炉５を含む原子炉冷却系３と蒸気発生器７とそれらの関連設備とが設置される。２次系建屋には原子炉冷却系３と熱交換するタービン系４と復水器２３と発電機２５とそれらの関連設備とが設置される。また従来の原子力発電プラントの場合は、定期検査時に安全系空調用冷却水設備のＳＷＳが止まってしまい冷却水が確保できなかったが、常用系空調用チラー設備を２次系建屋に設け、１次系の安全系空調用冷却水設備１００とは常用系空調用チラー設備を独立させることによって、定期検査時でも２次系設備機器３５０を稼働させることができる。
【００５７】
ここで、１次系の非安全系空調用冷却水設備３００の一連の動作について説明する。常用系空調用チラーの凝縮器３０８，３１８からの冷媒により蒸発器３０７，３１７で冷却された冷却水は、常用系空調用冷水ポンプ３０６，３１６で送水され送水管路３３０，３３１を通って送水管路３３２にて合流し、各空調機器に分配される。冷却ユニット３０１，３０２，３０３及び冷却コイル３０４で熱交換されることによって昇温した戻り冷却水は、戻り管路３３４に合流した後戻り管路３３５，３３６とに分配されて、常用系空調用チラーの蒸発器３０７，３１７に戻り、再度冷却して再循環される。凝縮器３０８，３１８で熱交換されることによって昇温した冷媒は、ＳＷＳ３１０，３２０により取水された海水により冷却される。冷却ユニット３０１，３０２，３０３及び冷却コイル３０４の温度は、冷却水の流量により制御する。この温度制御は、送水管路３３０，３３１，３３２及び戻り管路３３４，３３５，３３６に設けられたバルブにより冷却水の流量を調節して行うようになっている。また常用系空調用冷水タンク３０５は冷却水の量を調節するためのものであり、戻り管路３３４に繋がっている。このように常用系空調用チラーを２台配置して常用系空調用冷却水を供給することで、どちらか一方の常用系空調用チラーを定期検査で止めた場合でも各空調機器を稼働させることができる。
【００５８】
実施例２によれば、１次系設備のうちで安全系設備と非安全（常用）系設備とを分離した構成とし、安全系設備は１次系建屋内に設置され、管理クラスの低い非安全系設備を２次系建屋内に設けたことにより、１次系建屋内の設備機器設置スペースを確保することが可能となる。
【００５９】
また非安全系設備の空調用チラー設備を２次系建屋内に設けることにより空調用チラー設備を冷却する冷却水を、同じ２次系建屋内に設置されている２次系設備機器に供給することが可能となるため、定期検査時においても２次系設備機器を稼働させることができる。
【産業上の利用可能性】
【００６０】
以上のように、本発明にかかる原子力発電プラントの１／２次系冷却水システム及び原子力発電プラントは、１次系建屋の設備機器設置スペースを確保することに有用であり、特に安全系及び非安全系設備を備えている原子力発電プラントで、定期検査時における２次系設備への冷却水を供給する必要がある場合に適している。
【符号の説明】
【００６１】
１    原子力発電プラント
３    原子炉冷却系
４    タービン系
５    原子炉
６ａ    コールドレグ
６ｂ    ホットレグ
７    蒸気発生器
８    加圧器
９    原子炉冷却材ポンプ
１０    原子炉格納容器
１５    燃料集合体
１６    制御棒
２２    タービン
２３    復水器
２４    給水ポンプ
２５    発電機
３０    Ａ室空調ユニット
３３    Ａ安全系空調用冷水ポンプ
３５    蒸発器
３６    凝縮器
３７    ＳＷＳ（原子炉補機冷却海水設備）
４１    Ｆ冷却ユニット
４２    Ｇ冷却ユニット
４３    Ｈ冷却ユニット
４４    Ｉ冷却ユニット
５０    Ａ室空調ユニット
５３    Ａ安全系空調用冷水ポンプ
５５    蒸発器
５６    凝縮器
５７    ＳＷＳ（原子炉補機冷却海水設備）
５８、５９    管路
６０、７０、８０    Ｂ〜Ｄ室空調ユニット
６３、７３、８３    Ｂ〜Ｄ安全系空調用冷水ポンプ
６５、７５、８５    蒸発器
６６、７６、８６    凝縮器
６７、７７、８７    ＳＷＳ（原子炉補機冷却海水設備）
１００    安全系空調用冷却水設備
２００    非安全系空調用冷却水設備
２０１    放射線管理室冷却ユニット
２０２    格納容器冷却ユニット
２０６、２１６    常用系空調用冷水ポンプ
２０７、２１７    蒸発器
２０８、２１８    凝縮器
２１０、２２０    クーリングタワー
２５０、３５０    ２次系設備機器
３００    非安全系空調用冷却水設備
３０１    放射線管理室冷却ユニット
３０２    格納容器冷却ユニット
３０６、３１６    常用系空調用冷水ポンプ
３０７、３１７    蒸発器
３０８、３１８    凝縮器
３１０、３２０    ＳＷＳ
【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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