(57)【要約】【課題】使用済燃料の崩壊熱が多い場合でも燃料プール水の冷却を行うことができるとともに、１系統の冷却系を隔離しても他の冷却系により連続して燃料プール水の冷却し、冷却系切替に要する運転員の負担を軽減する。  【解決手段】原子炉の運転に使用され一定期間原子炉内で照射された使用済燃料を貯蔵する使用済燃料貯蔵プールと、使用済燃料貯蔵プールに接続した原子炉ウェルと、使用済燃料貯蔵プール水冷却系を有する原子力プラントにおいて、使用済燃料貯蔵プール水冷却系は独立した２系統以上の冷却系からなるとともに、そのうちの少なくとも１系統の冷却系は燃料プール水補助冷却水系と二次ループ冷却水系から構成される。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉の運転に使用され一定期間原子炉内で照射された使用済燃料を貯蔵する使用済燃料貯蔵プールと、前記使用済燃料貯蔵プールに接続した原子炉ウェルと、燃料プール水冷却系を有する原子力プラントにおいて、前記燃料プール水冷却系は独立した２系統以上の冷却系からなるとともに、そのうちの少なくとも１系統の冷却系は燃料プール水補助冷却水系と二次ループ冷却水系からなることを特徴とする原子力プラントの冷却系。
【請求項２】
前記二次ループ冷却水系の熱交換機は、空気冷却式熱交換器からなることを特徴とする請求項１記載の原子力プラントの冷却系。
【請求項３】
前記二次ループ冷却水系の熱交換機は、直列に配置された空気冷却式熱交換器及び海水冷却式熱交換器からなることを特徴とする請求項１記載の原子力プラントの冷却系。
【請求項４】
原子炉の運転に使用され一定期間原子炉内で照射された使用済燃料を貯蔵する使用済燃料貯蔵プールと、前記使用済燃料貯蔵プールに接続した原子炉ウェルと、燃料プール水冷却系を有する原子力プラントにおいて、前記燃料プール水冷却系に２基以上の熱交換器が直列に設置されるとともに、前記２基以上の熱交換器はそれぞれ独立した補機冷却水系又は二次ループ冷却水系により冷却されることを特徴とする原子力プラントの冷却系。
【請求項５】
前記独立した補機冷却水系又は二次ループ冷却水系の少なくとも一つの冷却水系の熱交換機は、空気冷却式熱交換器からなることを特徴とする請求項４記載の原子力プラントの冷却系。
【請求項６】
前記空気冷却式熱交換器は、他の熱交換機よりも上流に設置されていることを特徴とする請求項５記載の原子力プラントの冷却系。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力プラントの冷却系に関し、特に、独立した２系統以上の冷却系を有する使用済燃料貯蔵プール水冷却系に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力プラントにおいて、原子炉の運転に使用され一定期間原子炉内で照射された使用済燃料は、使用済燃料貯蔵プールに一定期間貯蔵保管している間に崩壊熱を放出するため使用済燃料貯蔵プール水により冷却されるが、その結果、使用済燃料貯蔵プール水温度は上昇することになる。このため、使用済燃料から発する崩壊熱により温められた燃料貯蔵プール水は、プラントの通常運転中は使用済燃料貯蔵プール水冷却系により冷却される必要がある。
【０００３】
また、定期検査等でプラントを停止する場合は使用済燃料プールに保管された使用済燃料に加え、原子炉内炉心燃料の冷却を行うため、使用済燃料貯蔵プール水冷却系として、余熱除去系と燃料プール水冷却系の両方を併用して冷却している。
【０００４】
図３は定期検査時における原子炉３４及び原子炉ウェル９及び使用済燃料貯蔵プール８に接続される従来の冷却系の構成を示したものである。  
なお、本明細書では「使用済燃料貯蔵プール水」とは、使用済燃料貯蔵プール８の保有水のみならず、原子炉ウェル９及び原子炉３４のトータルの保有水を指す場合もある。
【０００５】
図３において、燃料プール水冷却系は、燃料プール水冷却系ポンプ６により燃料プール水を循環し、燃料プール水冷却系熱交換器７を通して補機冷却水系入口配管１６から供給される冷却水により原子炉３４内の炉心燃料３０と使用済燃料貯蔵プール内燃料ラック３４に貯蔵された使用済燃料から発する崩壊熱を除去する。  
補機冷却水系は、補機冷却水系熱交換器２４を通して補機冷却海水系２７により冷却され、最終的に熱は海に放出される。
【０００６】
燃料プール水冷却系以外に原子炉内炉心燃料３０から発する崩壊熱を除去するための系統として余熱除去系があり、原子炉再循環ポンプ入口側配管１１から余熱除去系入口側配管１４が分岐し、余熱除去系出口側配管１５は原子炉再循環ポンプ出口側配管１２へ合流し、原子炉内のジェットポンプ３１から炉内に放出される。
【０００７】
定期検査時に原子炉３４及び原子炉ウェル９が満水となり原子炉３４が開放された場合は、燃料プール水冷却系と余熱除去系を併用して崩壊熱の除去を行うこともできるが、原子力プラントの定期検査時には補機冷却海水系取水路の点検及び清掃、並びに余熱除去系自体のメンテナンス等を行う必要もあり、１個の冷却水系を連続して運転することができず複数の冷却水系を切替えている。
【０００８】
例えば、特許文献１では、海水による冷却水系以外に、代替用に空冷式の冷却水系を備えるとともに両者を切換可能とし、使用済燃料プールに保管された使用済燃料及び原子炉内炉心燃料の除熱を継続的に実施できるようにされている。
【特許文献１】特開平２００１−７４８７４号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００９】
近年、原子炉の熱出力の増加、運転期間の長期化、等によって使用済燃料からの崩壊熱が増大する傾向にあるが、定期検査中に原子炉を開放してこのような使用済燃料から発生する崩壊熱を除去する際、設計で考慮されていた量よりも多く除熱しなければならない場合が多くなってきている。
【００１０】
しかしながら、既存の燃料プール水冷却系はそのような状況に対応できるように設計されておらず、十分な除熱が行えない場合があり、その際、燃料プール水温が上昇する恐れがある。その結果、建屋内の空調設備に余分な負荷がかかったり、また、燃料交換を行う際に使用済燃料貯蔵プール周辺の環境温度が上昇し、燃料交換作業に支障が出る恐れがある。
【００１１】
また、定期検査期間の短縮のために余熱除去系を停止させる場合についても同様に、燃料プール水冷却系の必要除熱量も増加することから使用済燃料貯蔵プールの除熱能力を増加させる必要があるが、従来の燃料プール水冷却系ではその対応が困難であった。  
また、従来は、定期検査時に補機冷却海水系、余熱除去系等複数の冷却系を頻繁に切替えており、それにより運転員の作業負担が増大するという課題があった。
【課題を解決するための手段】
【００１２】
本発明は、上記課題を解決するためになされたものであり、原子炉の運転に使用され一定期間原子炉内で照射された使用済燃料を貯蔵する使用済燃料貯蔵プールと、前記使用済燃料貯蔵プールに接続した原子炉ウェルと、前記燃料プール水冷却系を有する原子力プラントにおいて、燃料プール水冷却系は独立した２系統以上の冷却系からなるとともに、そのうちの少なくとも１系統の冷却系は燃料プール水補助冷却水系と二次ループ冷却水系からなることを特徴とする。
【００１３】
また、本発明は、原子炉の運転に使用され一定期間原子炉内で照射された使用済燃料を貯蔵する使用済燃料貯蔵プールと、前記使用済燃料貯蔵プールに接続した原子炉ウェルと、燃料プール水冷却系を有する原子力プラントにおいて、前記燃料プール水冷却系に２基以上の熱交換器が直列に設置されるとともに、前記２基以上の熱交換器はそれぞれ独立した補機冷却水系又は二次ループ冷却水系により冷却されることを特徴とする。
【発明の効果】
【００１４】
本発明は上記特徴的な構成を有することにより、使用済燃料の崩壊熱が多い場合でも独立した複数系統の冷却系により燃料プール水の冷却を行うことができるとともに、１系統の冷却系を隔離しても他の冷却系により連続して燃料プール水の冷却が可能な構成となっており、冷却系切替に要する運転員の負担が軽減でき、かつ、定検時間も短くすることができる。  
【発明を実施するための最良の形態】
【００１５】
以下、本発明に係る余熱除去系の実施例について、図面を参照して説明する。  
（第１の実施の形態）
本発明に係る第１の実施の形態を、図１を用いて説明する。  
図１は、原子力プラントの燃料プール水冷却系において、既設の燃料プール水冷却系４０に加えて、独立した冷却系統を形成するように設置された燃料プール水補助冷却水系４３及び二次ループ冷却水系４４を示したものである。
【００１６】
原子炉の熱出力の増加等で原子炉からの熱出力が増大した場合や、定期検査期間の短縮のために原子炉３４内の炉心燃料からの発熱量が従来の設計値よりも大きいため燃料プール水の除熱容量の強化が必要となる場合、既存の冷却水系に併用して、前記燃料プール水補助冷却水系４３及び二次ループ冷却水系４４を起動する。
【００１７】
燃料プール水補助冷却水系４３は、吸込配管３２、吐出配管３３、補助冷却水系ポンプ２１、及び補助冷却水系熱交換器４から構成され、使用済燃料貯蔵プール水はこの燃料プール水補助冷却水系４３を循環し除熱される。  
前記補助冷却水系熱交換器４は、閉ループを構成する二次ループ冷却水系４４により冷却され、昇温した二次ループ冷却水１は二次ループ冷却水系熱交換器３により冷却される。
【００１８】
燃料プール水は放射性を帯びているため、閉ループである二次ループ冷却水系４４により冷却されるため、仮に補助冷却水系熱交換器４内部で漏えいが起きても燃料プール水が直接外部に放出しない構成になっている。
【００１９】
上記のように構成された燃料プール水補助冷却水系４３及び二次ループ冷却水系４４は、原子炉の熱出力の増加等で原子炉からの熱出力が増大した場合や、定期検査期間の短縮のために原子炉（図示せず）内の炉心燃料からの発熱量が従来の設計値よりも大きいため燃料プール水の除熱容量の強化が必要となる場合、既設の冷却水系と併用して起動され、燃料プール水を冷却する。
【００２０】
なお、図１では、燃料プール水補助冷却水系４３及び二次ループ冷却水系４４からなる冷却水系は１系統であるが、予想される除熱容量の大きさに応じて複数系統にしてもよいことはもちろんである。
【００２１】
本第１の実施の形態によれば、使用済燃料貯蔵プール内燃料ラック２９の貯蔵燃料及び原子炉内炉心燃料３０の崩壊熱が多い場合に、独立した複数系統の冷却系により燃料プール水の冷却を行うことができる。  
また、定期検査時に点検等において一つの冷却系を隔離しても他の冷却系により連続して燃料プール水を冷却することが可能であり、冷却系切替に要する運転員の負担が軽減する。
【００２２】
（第２の実施の形態）
本発明の第２の実施の形態は、二次ループ冷却水系の交換器３として空気冷却式熱交換器３’を用いたものである。
【００２３】
通常、補機冷却水系４１は補機冷却海水系４２を通して最終的には海水により冷却されるが、原子炉の停止検査時は取水路の点検及び清掃のために補機冷却海水系４２が運転できない場合がある。その場合でも、上記燃料プール水補助冷却水系４３及び二次ループ冷却水系４４を運転することにより、上記海水系の切替えに依存しない空気冷却式熱交換器によって貯蔵燃料の崩壊熱の除去を行うことができる。
【００２４】
また、二次ループ冷却水系の熱交換機として空気冷却式熱交換器を用いたことにより、熱を大気に放出することが可能となり、その結果、工事量を軽減でき、また、海水温度上昇による環境への影響を最小限に留めることができる。
【００２５】
また、熱交換器４を冷却するための二次ループ冷却水系４４の二次ループ冷却水系熱交換器３として、空気冷却式と海水冷却式の二つの熱交換器を設置してもよい。これにより原子炉の停止検査時における取水路の点検及び清掃のため、海水冷却式の熱交換機が使用ができない場合は、空気冷却式熱交換器３を利用して冷却することにより、取水路の点検及び清掃作業に制約されることなく冷却を継続することが可能である。
【００２６】
（第３の実施の形態）
本発明に係る第３の実施の形態を、図２を用いて説明する。  
第３の実施の形態に係る燃料プール水冷却系は、燃料プール水冷却系４０の熱交換器７の上流側に熱交換器４を設置し、燃料プール水冷却系の熱交換器７の冷却に用いる補機冷却水系４１とは系統的に分離した二次ループ冷却水系４４により熱交換器４を冷却する。
【００２７】
上記構成により、使用済燃料貯蔵プール８の使用済燃料から発する崩壊熱が多い場合は、二次ループ冷却水系４４及び補機冷却水系４１を起動し、独立した複数の冷却水系によって使用済燃料貯蔵プールの除熱を行うことができる。
【００２８】
また、二次ループ冷却水系熱交換器３として空気冷却式熱交換器３’を用いてもよい。これにより原子炉の停止検査時における取水路の点検及び清掃のため補機冷却海水系が運転できない場合は、空気冷却式熱交換器３’を有する二次ループ冷却水系により燃料プール水を冷却することができる。
【００２９】
また、二次ループ冷却水系の熱交換機として空気冷却式熱交換器を用いたことにより、熱を大気に放出することが可能となり、その結果、工事量を軽減でき、また、海水温度上昇による環境への影響を最小限に留めることができる。
【００３０】
さらに、空気冷却式熱交換器３’を海水冷却式熱交換器で冷却する燃料プール水冷却系熱交換器７の上流に設置することにより、空気冷却式熱交換器３’から十分に冷却した水を下流側の燃料プール水冷却系熱交換器7に通水することが可能である。
【００３１】
また、原子炉の停止検査時における取水路の清掃のため補機冷却海水系４２が運転できない場合は、補助冷却水系４１の二次ループ冷却水系４４における空気冷却式熱交換器（図示せず）により燃料プール水の冷却を行うとともに、燃料プール水冷却系４０の熱交換器７の入口配管２２の温度を極力低下させた水を下流側の熱交換器7に送ることにより、補機冷却水系４１側の出口配管１７の温度を一定値以下に下げることで、補機冷却水系４１から発生した負荷の除熱を燃料プール水冷却系４０の熱交換器7で行うことも可能である。
【図面の簡単な説明】
【００３２】
【図１】本発明の第１及び第２の実施の形態に係る使用済燃料貯蔵プール水冷却系の系統図。
【図２】本発明の第３の実施の形態に係る使用済燃料貯蔵プール水冷却系の系統図。
【図３】従来の使用済燃料貯蔵プール水冷却系の系統図。
【符号の説明】
【００３３】
１…二次ループ冷却水系、２…二次ループ冷却水系ポンプ、３…二次ループ冷却水系熱交換器、４…燃料プール水補助冷却系熱交換器、５…燃料プール水冷却系スキマサージタンク、６…燃料プール水冷却系ポンプ、７…燃料プール水冷却系熱交換器、８…使用済燃料貯蔵プール、９…原子炉ウェル、１０…燃料移送用カナル、１１…原子炉再循環ポンプ入口側配管、１２…原子炉再循環ポンプ出口側配管、１３…原子炉再循環ポンプ、１４…余熱除去系入口側配管、１５…余熱除去系出口側配管、１６…補機冷却水系入口配管、１７…補機冷却水系出口配管、１８…原子炉建屋壁、１９…補助冷却水系供給配管、２０…補助冷却水系戻り配管、２１…燃料プール水補助冷却系ポンプ、２２…燃料プール水冷却系熱交換器入口配管、２４…補機冷却水系熱交換器、２５…補機冷却水系ポンプ、２６…補機冷却海水系ポンプ、２７…補機冷却海水系、２８…海、２９…使用済燃料貯蔵プール内燃料ラック、３０…原子炉内炉心燃料、３１…ジェットポンプ、３２…燃料プール水補助冷却系吸込配管、３３…燃料プール水補助冷却系吐出配管、３４…原子炉、４０…燃料プール水冷却系、４１…補機冷却水系、４２…補機冷却海水系、４３…燃料プール水補助冷却水系、４４…二次ループ冷却水系。
【図１】
2008203023.tif 000003
【図２】
2008203023.tif 000004
【図３】
2008203023.tif 000005