(57)【要約】【課題】本発明は、原子炉廻りの工学的安全施設のシステム構成を、プラント安全性および信頼性を損なうことなく、簡素化し、経済性を向上させた原子力発電設備である。【解決手段】原子力発電設備２０は、原子炉廻りを２つの安全区分Ｉ，ＩＩに区分けするとともにシビアアクシデント対策設備３４を備えた工学的安全施設３０を設け、各安全区分Ｉ，ＩＩに設計想定事象に対応する自動減圧系３７と低圧注水系３６、残留熱除去系４４を備えた安全系システム３５を配設する。シビアアクシデント対策設備３４は原子炉圧力を減圧可能な減圧弁５０と、均圧炉心冷却系５１あるいはドライウェル均圧炉心冷却系と、静的格納容器冷却系５２とを備えたものである。【選択図】　図１
2004061192.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉廻りを２つの安全区分に区分けするとともにシビアアクシデント対策設備を備えた工学的安全施設を設け、
前記各安全区分に設計想定事象に対応する自動減圧系と低圧注水系、残留熱除去系を備えた安全系システムを配設し、前記シビアアクシデント対策設備は原子炉圧力を減圧可能な減圧弁と均圧炉心冷却系あるいはドライウェル均圧炉心冷却系と静的格納容器冷却系とを備えたことを特徴とする原子力発電設備。
【請求項２】
前記シビアアクシデント対策設備は、設計想定事象に対応する設計想定事象設備を兼ねる一方、前記各安全区分に配置される非常用電源設備に、非常用ディーゼル発電設備および非常用ガスタービン発電設備が選択的に用いられた請求項１記載の原子力発電設備。
【請求項３】
前記低圧注水系は注入側配管を分岐させて複数の原子炉戻り配管にそれぞれ接続されるとともに、注入側配管の分岐側に配管破断を検出して破断側配管を自動閉塞させる注入隔離弁をそれぞれ設け、健全側配管で原子炉圧力容器への注水流量を確保可能に構成した請求項１記載の原子力発電設備。
【請求項４】
前記減圧弁は、原子炉内水位高のとき、原子炉圧力容器への注入水を原子炉圧力容器外へ排水して原子炉格納容器内蒸気を凝縮させるように開放させ、原子炉格納容器内の圧力および温度を低減させるように構成した請求項１記載の原子力発電設備。
【請求項５】
前記低圧注水系に原子炉格納容器スプレイ系を設ける一方、原子炉格納容器内にはドライウェルとサプレッションプールを仕切る仕切壁が設けられ、この仕切壁に連通口を設けてドローダウン水リターンラインを構成し、原子炉格納容器内水位がサプレッションプールに連通するドローダウン水リターンライン水位となったとき、均圧炉心冷却系を開放し、低圧注水系をＬＰＦＬ機能からＰＣＶスプレイ機能に切り換えるように構成した請求項１記載の原子力発電設備。
【請求項６】
前記低圧注水系は原子炉格納容器スプレイ系を設ける一方、前記ドライウェル均圧炉心冷却系は、原子炉格納容器内水位が原子炉圧力容器内の燃料有効長上端水位を上廻ったとき開放され、低圧注水系のＬＰＦＬ機能をＰＣＶスプレイ機能に切り換えるように構成した請求項１記載の原子力発電設備。
【請求項７】
前記減圧弁の下流側を、ドライウェルとサプレッションプールとを連通するベント管内に延設し、原子炉圧力容器からの排水をベント管を通してサプレッションプール内に案内するようにした請求項１記載の原子力発電設備。
【請求項８】
前記工学的安全施設は、原子炉復水・給水系と原子炉圧力容器とを連絡するアイソレーションコンデンサ設備を備え、このアイソレーションコンデンサ設備で給水を冷却して原子炉圧力容器内に注入し、原子炉圧力容器内の温度および圧力上昇を抑制した請求項１記載の原子力発電設備。
【請求項９】
前記静的格納容器冷却系に備えられる熱交換器を燃料プール浄化系に備えられる熱交換器と共用させた請求項１記載の原子力発電設備。
【請求項１０】
前記静的格納容器冷却系と燃料プール浄化系に共用される熱交換器を原子炉補機冷却系のサージタンク内に設けた請求項９記載の原子力発電設備。
【請求項１１】
前記残留熱除去系に備えられる熱交換器とアイソレーションコンデンサ設備に備えられる熱交換器とを共用させた請求項１または８記載の原子力発電設備。
【請求項１２】
前記シビアアクシデント対策設備はサプレッションプール浄化系を備え、このサプレッションプール浄化系は原子炉圧力容器への戻りラインに接続され、かつ専用の電源設備を備えて独立した原子炉注水系を構成した請求項１記載の原子力発電設備。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、工学的安全施設を備えた原子力発電設備に係り、特に原子炉廻りに安全系システムとシビアアクシデント対策設備を備えた原子力発電設備に関する。
【０００２】
【従来の技術】
原子力発電設備の安全性確保の基本は、その寿命中を通じて一般公衆および運転従事者の健康と安全を損なうことなく運転、停止、点検などが実施できるように設計、製造、建設および運転において万全を期すことである。
【０００３】
このため、原子力発電設備には、通常運転時のみならず、万一の事故時でも放射性物質を環境に拡散して公衆に被害を与えることがないように多重の工学的安全施設が備えられる。
【０００４】
従来の改良型沸騰水型原子炉（以下、ＡＢＷＲという。）の工学的安全施設１は、図１７に概略的に示すシステム構成を備える。この原子力発電設備の工学的安全施設１は、原子炉２廻りを独立した３つの安全区分Ｉ，ＩＩ，ＩＩＩに分けるとともにシビアアクシデント対策設備３を備え、万一の事故発生時にも自動的に事故を検知して作動し、異常事象を収束させる構成となっており、信頼性を向上させている。
【０００５】
各安全区分Ｉ，ＩＩ，ＩＩＩには、高圧注水系４、低圧注水系５、自動減圧系（ＡＤＳ）６および非常用ディーゼル発電設備７がそれぞれ備えられ、各安全区分Ｉ，ＩＩ，ＩＩＩ毎に独立して作動できるように多重性、独立性を有する設計となっている。このうち、高圧注水系４は高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ）９を備える一方、低圧注水系５は、原子炉圧力容器内への低圧炉心注水系（ＬＰＦＬ）１０、残留熱除去系（ＲＨＲ）１１および原子炉格納容器（ＰＣＶ）スプレイ系を有する。
【０００６】
また、シビアアクシデント対策設備３は図示しない復水貯蔵タンク内の復水を原子炉圧力容器（ＲＰＶ）２内に供給する補給水系（ＭＵＷ）１２および消火系（ＦＰ）１３を備える。
【０００７】
原子力発電設備は、設計、製作、据付および運転のあらゆる段階で適切な規格・基準を適用し、事故のポテンシャルを排除しているので、原子炉一次系配管が破断するような重大事象発生の確率は極めて小さく、高圧注水系や低圧注水系の配管破断等の設計想定事象が発生することは殆どない。
【０００８】
しかし、万一、原子力発電設備において、設計想定事象（ＤＢＡ）および炉心溶融事故等のシビアアクシデントが生じた場合、高圧注水系４、低圧注水系５および自動減圧系６等の安全系システムを連係作動させて原子炉圧力容器２に注水して炉心１４を冷却した状態で原子炉格納容器１５に冷却水を循環させながら除熱することで、異常事象を収束させる構成としている。
【０００９】
【発明が解決しようとする課題】
従来のＡＢＷＲの工学的安全施設１においては、原子炉廻りを３つの安全区分Ｉ，ＩＩ，ＩＩＩに分ける一方、各安全区分Ｉ，ＩＩ，ＩＩＩにそれぞれ高圧注水系４と低圧注水系５と自動減圧系６等を備え、かつシビアアクシデント対策設備３に常用の補給水系１２および消火系（ＦＰ）１３を備える構成となっている。
【００１０】
原子炉廻りの工学的安全施設１は、３つの安全区分Ｉ，ＩＩ，ＩＩＩをそれぞれ独立して備え、さらに安全区分に配設される各系統が安全区分Ｉ，ＩＩ，ＩＩＩ毎に独立性・多重性を有する設計となっている。このため、工学的安全施設１の全体系統数が多く、必然的に構成機器数も多くなって複雑化し、原子炉廻りの配管施設や構成機器の設置に時間と労力を要する一方、工学的安全施設１の保守・管理も複雑となり、メンテナンス性が劣る等の問題があった。
【００１１】
また、原子力発電プラントの小型化の要請も存在するが、工学的安全施設が複雑なシステム構成のために、プラント小型化がネットとなっており、スケールデメリットが大きく、経済性を損ねる問題があった。
【００１２】
さらに、工学的安全施設１の各安全区分Ｉ，ＩＩ，ＩＩＩに配設される非常用発電設備７は一種類のディーゼル発電設備で形態を同じく構成されるために、所要の条件下で同じようなトラブルが発生し易い問題があった。
【００１３】
本発明は、上述した事情を考慮してなされたもので、原子炉廻りの工学的安全施設のシステム構成を、プラント安全性および信頼性を損なうことなく、簡素化し、経済性を向上させた原子力発電設備を提供することを目的とする。
【００１４】
本発明の他の目的は、工学的安全施設の安全区分を２区分とする一方、各安全区分に高圧注水系を不要としてシステム構成を簡素化し、小型の原子力発電プラントに適した経済的な原子力発電設備を提供するにある。
【００１５】
本発明の別の目的は、工学的安全施設の安全区分に備えられる系統数・構成機器を減少させてシステム構成を簡素化するとともに、構成機器の共通化を図って構成機器数を減少させ、経済性やメンテナンス性を向上させた工学的安全施設を備えた原子力発電設備を提供することにある。
【００１６】
本発明のさらに別の目的は、工学的安全施設の各安全区分にそれぞれ配設される非常用発電機の形態を安全区分毎に異にし、各非常用発電機のトラブルが同時に生じない構成とし、信頼性を向上させた原子力発電設備を提供するにある。
【００１７】
【課題を解決するための手段】
本発明に係る原子力発電設備は、上述した課題を解決するために、請求項１に記載したように、原子炉廻りを２つの安全区分に区分けするとともにシビアアクシデント対策設備を備えた工学的安全施設を設け、前記各安全区分に設計想定事象に対応する自動減圧系と低圧注水系、残留熱除去系を備えた安全系システムを配設し、前記シビアアクシデント対策設備は原子炉圧力を減圧可能な減圧弁と均圧炉心冷却系あるいはドライウェル均圧炉心冷却系と静的格納容器冷却系とを備えたものである。
【００１８】
また、上述した課題を解決するために、本発明に係る原子力発電設備は、請求項２に記載したように、前記シビアアクシデント対策設備は、設計想定事象に対応する設計想定事象設備を兼ねる一方、前記各安全区分に配置される非常用電源設備に、非常用ディーゼル発電設備および非常用ガスタービン発電設備が選択的に用いられたものであり、さらに、請求項３に記載したように、前記低圧注水系は注入側配管を分岐させて複数の原子炉戻り配管にそれぞれ接続されるとともに、注入側配管の分岐側に配管破断を検出して破断側配管を自動閉塞させる注入隔離弁をそれぞれ設け、健全側配管で原子炉圧力容器への注水流量を確保可能に構成したものである。
【００１９】
さらに、上述した課題を解決するために、本発明に係る原子力発電設備は、請求項４に記載したように、前記減圧弁は、原子炉内水位高のとき、原子炉圧力容器への注入水を原子炉圧力容器外へ排水して原子炉格納容器内蒸気を凝縮させるように開放させ、原子炉格納容器内の圧力および温度を低減させるように構成したものである。
【００２０】
一方、上述した課題を解決するために、本発明に係る原子力発電設備は、請求項５に記載したように、前記低圧注水系に原子炉格納容器スプレイ系を設ける一方、原子炉格納容器内にはドライウェルとサプレッションプールを仕切る仕切壁が設けられ、この仕切壁に連通口を設けてドローダウン水リターンラインを構成し、原子炉格納容器内水位がサプレッションプールに連通するドローダウン水リターンライン水位となったとき、均圧炉心冷却系を開放し、低圧注水系をＬＰＦＬ機能からＰＣＶスプレイ機能に切り換えるように構成したものであり、また、請求項６に記載したように、前記低圧注水系は原子炉格納容器スプレイ系を設ける一方、前記ドライウェル均圧炉心冷却系は、原子炉格納容器内水位が原子炉圧力容器内の燃料有効長上端水位を上廻ったとき開放され、低圧注水系のＬＰＦＬ機能をＰＣＶスプレイ機能に切り換えるように構成したものである。
【００２１】
他方、上述した課題を解決するために、本発明に係る原子力発電設備は、請求項７に記載したように、前記減圧弁の下流側を、ドライウェルとサプレッションプールとを連通するベント管内に延設し、原子炉圧力容器からの排水をベント管を通してサプレッションプール内に案内するようにしたものであり、また、請求項８に記載したように、前記工学的安全施設は、原子炉復水・給水系と原子炉圧力容器とを連絡するアイソレーションコンデンサ設備を備え、このアイソレーションコンデンサ設備で給水を冷却して原子炉圧力容器内に注入し、原子炉圧力容器内の温度および圧力上昇を抑制したものである。
【００２２】
また、上述した課題を解決するために、本発明に係る原子力発電設備は、請求項９に記載したように、前記静的格納容器冷却系に備えられる熱交換器を燃料プール浄化系に備えられる熱交換器と共用させたものであり、さらに、請求項１０に記載したように、前記静的格納容器冷却系と燃料プール浄化系に共用される熱交換器を原子炉補機冷却系のサージタンク内に設けたものである。
【００２３】
さらに、上述した課題を解決するために、本発明に係る原子力発電設備は、請求項１１に記載したように、前記残留熱除去系に備えられる熱交換器とアイソレーションコンデンサ設備に備えられる熱交換器とを共用させたものであり、また、請求項１２に記載したように、前記シビアアクシデント対策設備はサプレッションプール浄化系を備え、このサプレッションプール浄化系は原子炉圧力容器への戻りラインに接続され、かつ専用の電源設備を備えて独立したものである。
【００２４】
【発明の実施の形態】
本発明に係る原子力発電設備の実施の形態について添付図面を参照して説明する。
【００２５】
（第１の実施形態）
図１は、本発明に係る原子力発電設備の第１実施形態を概略的に示すシステム構成図である。
【００２６】
この原子力発電設備２０は、原子炉格納容器２１内に原子炉圧力容器２２が格納される一方、原子炉格納容器２１内はサプレッションプール２３とドライウェル２４とに仕切壁２５により区画される。原子炉圧力容器２２はドライウェル２４内に配設される。ドライウェル２４はベント管２７を介してサプレッションプール２３に連通している。
【００２７】
原子炉圧力容器２２内には炉心２８が収容される。この炉心２８は炉水である冷却材２９で冠水されており、この炉心２８の上面よりサプレッションプール２３のプール水の水位が上方に位置するように設けられる。原子力発電設備２０の原子炉廻りには工学的安全施設３０が設けられる。図１には、工学的安全施設３０の配管上の関係からサプレッションプール２３は左右で非対称をとるように図示されているが、実際にはサプレッションプール２３はその水位が左右で非対称となることは殆どない。サプレッションプール２３は原子炉圧力容器２２の周り、少なくとも原子炉圧力容器２２の下部廻りに配置され、原子炉圧力容器２２の下部がサプレッションプール２３のプール水位より下方に位置される構成をとる。
【００２８】
原子炉圧力容器２２には炉心２８で発生した蒸気が案内される主蒸気系３２が設けられる。炉心２８で発生した蒸気は気液分離され、乾燥された後、主蒸気系３２の配管を通って図示しない蒸気タービンに導かれ、発電機を駆動させて仕事をする。蒸気タービンで仕事をした蒸気は復水器（図示せず）で冷却され、復水となった後、原子炉復水・給水系３３を通って原子炉圧力容器２２内に給水され、還流される。
【００２９】
一方、原子力発電設備２０の原子炉（原子炉圧力容器２２）の廻りに設けられた工学的安全施設３０は、通常運転時のみならず、万一の事故時でも放射性物質を環境に拡散することがないように、多重の安全性が配慮されている。
【００３０】
原子力発電設備２０では、原子炉廻りを２つの安全区分Ｉ，ＩＩに区分けする一方、シビアアクシデント対策設備３４が備えられる。各安全区分Ｉ，ＩＩには、配管破断事故等の設計想定事象（ＤＢＡ）に対応する安全系システム３５が設けられ、この安全系システム３５は低圧注水系３６と自動減圧系３７とから構成される。安全系システム３５には多くの動的機器が設けられる。
【００３１】
低圧注水系３６は、原子炉格納容器２１と原子炉圧力容器２２との差圧が所定圧力以下、例えば数ｋｇ／ｃｍ２あるいは１０数ｋｇ／ｃｍ２まで低下すると、冷却材を炉心２８に注水する能力を有する。
【００３２】
低圧注水系３６は、サプレッションプール２３のプール水を原子炉圧力容器２２内あるいは炉心２８内に注水させる低圧炉心注水系（ＬＰＦＬ）あるいは低圧炉心スプレイ系（ＬＰＣＳ）３８と、原子炉圧力容器２２内の崩壊熱を系外に除去する残留熱除去系（ＲＨＲ）４４と、ＲＨＲ熱交換器４１で冷却されたサプレッションプール水を原子炉格納容器２１内に供給する原子炉格納容器（ＰＣＶ）スプレイ系４５とを有する。残留熱除去系４４はサプレッションプール水を非常用発電設備３９で駆動される低圧注水ポンプ４０でポンプアップし、ＲＨＲ熱交換器４１で冷却した後、原子炉圧力容器２２内に注水するようになっている。
【００３３】
低圧注水系３６は、原子炉停止時の崩壊熱の除去を目的とする残留熱除去系（ＲＨＲ）４４により、炉心水位が回復し、回復した炉水位の上昇で炉心冠水後には、残留熱除去系（ＲＨＲ）４４はＰＣＶスプレイ系４５による原子炉格納容器２１内の冷却に切り換えられる。
【００３４】
また、自動減圧系３７は、低圧注水系３６と連係して作動し、炉心を冷却する機能を有する。自動減圧系３７は安全弁４６を備え、原子炉事故時に、原子炉圧力容器２２内の蒸気をサプレッションプール２３に逃し、原子炉圧力容器２２内の圧力を速やかに低下させている。この原子炉圧力低下により低圧注水系３６からの注水が可能となり、炉心冷却を行なうことができるようになっている。
【００３５】
さらに、原子力発電設備２０の工学的安全施設３０には、シビアアクシデント対策設備３４として、常閉の減圧弁５０、均圧炉心冷却系５１および静的格納容器冷却系５２が備えられる。減圧弁５０および均圧炉心冷却系５１に代えて従来のＡＢＷＲで用いられている補給水系（ＭＵＷ）および消火系（ＦＰ）を設けてもよい。シビアアクシデント対策設備３４にはできるだけ動的機器を備えない構成となっている。
【００３６】
シビアアクシデント対策設備３４の減圧弁５０は原子炉圧力容器２２内の気相部を原子炉格納容器２１のドライウェル２４に連通可能に設けられており、原子炉の過酷事故（シビアアクシデント）時に減圧弁５０が開き、原子炉内の蒸気をドライウェル２４内に逃し、原子炉圧力容器２２内の異常圧力を迅速かつ緊急に低下させるようになっている。
【００３７】
また、均圧炉心冷却系５１は、サプレッションプール２３のプール水を原子炉圧力容器２２内に注水ポンプ等の動的機器を使用することなく注水できるように、均圧注水配管５３に注水弁５４が開閉自在に設けられる。
【００３８】
原子炉に配管破断事故等の設定想定事象（ＤＢＡ）が発生した場合、原子力発電設備２０に高圧注水系（ＲＣＩＣ）が設置されていないので、自動減圧系（ＡＤＳ）３７の安全弁４６を開放して原子炉圧力容器２２内の蒸気を主蒸気系３２から自動減圧系３７の配管を通してサプレッションプール２３内に案内して原子炉圧力容器２２内の炉内圧力を減圧させ、安全系システム３５の低圧注水系３６により原子炉圧力容器２２への注水を実施する。
【００３９】
しかし、低圧注水系３６の設備が使用できないことを想定したシビアアクシデント（ＳＡ）時には、均圧炉心冷却系５１を作動させるために、原子炉圧力容器２２内の炉圧力を急速に減圧させる減圧弁（ＤＶＰ）５０を開放させる。この減圧弁５０の開放により原子炉圧力容器２２内の蒸気が原子炉格納容器２１のドライウェル２４内、好ましくはベント管２７を通してサプレッションプール２３内に放出され、原子炉内圧力を低下させる。
【００４０】
原子炉内圧力の低下により、原子炉圧力容器２２とサプレッションプール２３との圧力差が解消され、所定の圧力差以下になると均圧注水弁５４の開放により、サプレッションプール２３のプール水を均圧炉心冷却系５１を通して原子炉圧力容器２２内に注水し、冷却することが可能となる。
【００４１】
均圧炉心注水系５１を用いてサプレッションプール２３のプール水を原子炉圧力容器２２内に注水が可能となるためには、ドローダウン後、サプレッションプール２３のプール水位が原子炉圧力容器２２の炉心２８より上方、具体的には炉心２８に装架される原子炉燃料の燃料有効長（ＴＡＦ）以上であることが前提となる。
【００４２】
また、工学的安全施設３０のシビアアクシデント対策設備３４には静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）５２が追設される。この静的格納容器冷却系５２は、この冷却配管５５が原子炉格納容器２１のドライウェル２４、例えばドライウェル２４頂部から引き出され、途中にＰＣＣＳ熱交換器５６を備えてサプレッションプール２３のプール水内に追設されて終端し、開放される。
【００４３】
静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）５２は、シビアアクシデント時に常閉の弁５７，５７が開放され、原子炉圧力容器２２内の蒸気を冷却配管５５内に逃してやり、冷却配管５５に案内される蒸気をＰＣＣＳ熱交換器５６にて冷却し、凝縮水としてサプレッションプール２３へ移送しており、原子炉格納容器２１内を冷却し、内部圧力を低下させるようになっている。
【００４４】
図１に示された原子力発電設備２０においては、原子炉廻りの工学的安全施設３０を２つの安全区分Ｉ，ＩＩに区画する一方、各安全区分Ｉ，ＩＩに安全系システム３５として低圧注水系３６と自動減圧系３７とを備えるだけでよく、高圧注水系（ＲＣＩＣ）を備える必要がない。このため、原子炉廻りの工学的安全施設３０のシステム構成を、安全区分数の減少とともにより一層簡素化することができる。
【００４５】
また、工学的安全施設３０に高圧注水系（ＲＣＩＣ）を備えなくても、設計想定事象（ＤＰＡ）時には、２つの安全区分Ｉ，ＩＩのうちの一方の安全系システム３５の作動で設計想定事象事故に対応できるように設計されている。また、シビアアクシデント時には、安全系システム３５の低圧注水系３６と自動減圧系３７とともにシビアアクシデント対策設備３４を利用することにより、異常事象を収束させることができ、安全性を確保することができる。
【００４６】
原子力発電設備２０に備えられる工学的安全施設３０はシステム構成を簡素化し、単純化することができるので、安全系システム３５の系統数を減少させ、構成機器数を大幅に減少させることができ、安全機能を維持した上で経済性の高い原子力発電設備２０を提供できる。工学的安全施設３０のシステム構成の簡素化により、構成機器数が減少し、安全系システム３５の系統施設を簡単かつ容易に行なうことができ、信頼性やメンテナンス性の向上を図ることができる。
【００４７】
また、原子力発電設備２０に敷設される工学的安全施設３０はシビアアクシデント対策設備３４に駆動モータやポンプ等の動的機器の設置が不要となるので、シビアアクシデント対策設備３４のメンテナンスフリー化が図れ、信頼性が向上する。
【００４８】
さらに、工学的安全施設３０のシビアアクシデント対策設備３４は、シビアアクシデント（ＳＡ）時に利用されるが、設計想定事象（ＤＢＡ）を対象とした事故時にも、安全系システム３５、低圧注水系３６や自動減圧系３７とともに使用することが可能である。
【００４９】
この原子力発電設備２０の工学的安全施設３０は、ＢＷＲプラントの全般に適用することが可能であるが、特に工学的安全施設３０のプラント構成の簡素化から小型のＢＷＲプラント、例えば２０万ｋＷ／時〜５０万ｋＷ／時程度のプラントへの適用に好適である。この工学的安全施設３０は、ＢＷＲプラントとしての最終的安全機能を従来のＢＷＲプラントと同等程度に維持できる一方、安全機能を充分に維持しても、設計想定事象設備である工学的安全施設３０のシステム構成を簡素化し、経済性を向上させたものである。
【００５０】
この原子力発電設備２０は小型ＢＷＲプラントであっても、プラント設計段階からシビアアクシデント対策設備３４を考慮し、システム構成の簡素化により適用可能な設計とし、設計想定事象事故時やシビアアクシデント時にも安全機能の維持が図れるようにしたものである。
【００５１】
図１に示された原子力発電設備２０は、高圧注水系（ＲＣＩＣ）および安全区分削減に伴う一系統分の安全系システム３６の配管、弁、制御設備、補助設備の簡素化を図ることができ、スケールデメリットを解消し、発電プラントの小型化に際して経済性を向上させることができる。
【００５２】
図２は本発明に係る原子力発電設備の第１実施形態における変形例を示すものである。
【００５３】
この変形例に示された原子力発電設備２０Ａには、図１に示された原子力発電設備２０に補給水系（ＭＵＷ）として自己発電型原子炉隔離時冷却系（ＡＲＣＩＣ）６０、原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）６１を備えた構成を基本的に異にし、他の構成は減圧弁５０の下流側を自動減圧系３７の安全弁４６下流側に接続した構成を除いて実質的に異ならないので、同じ構成には同一符号を付して説明を省略する。
【００５４】
図２に示された原子力発電設備２０Ａは、原子炉廻りに設けられる工学的安全施設３０に、原子炉隔離時の原子炉水位維持および過渡事象時や小口径配管破断時の原子炉水位維持のために、自己発電型原子炉隔離時冷却系（ＡＲＣＩＣ）６０または原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）６１を設けたものである。ＡＲＣＩＣ６０やＲＣＩＣ６１は非常用発電設備で駆動されるＲＣＩＣポンプ６２を備え、、原子炉隔離時、過渡事象時あるいは配管破断時に原子炉水位を維持するために、サプレッションプール２３のプール水を原子炉圧力容器２２内に注入し、原子炉圧力容器２２内の水位維持や炉心冷却を図っている。ＲＣＩＣ６１は非常用発電設備としてＤＣバッテリによりＲＣＩＣポンプ６２が作動可能に構成される。ＲＣＩＣポンプ６２は原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）６１の補助設備を構成している。
【００５５】
原子炉隔離時に原子炉水位を維持するＡＲＣＩＣ６０やＲＣＩＣ６１は、安全区分Ｉ，ＩＩの少なくとも一方に配置される。この場合、ＡＲＣＩＣ６０やＲＣＩＣ６１は高圧注水系を構成し、原子炉隔離時等にサプレッションプール２３内のプール水を原子炉圧力容器２２内に強制的に注入し、原子炉圧力容器２２内の炉水位維持と炉心冷却を積極的に行なうようになっている。
【００５６】
この原子力発電設備２０Ａの作用は図１に示された原子力発電設備２０と異ならないので、説明を省略する。
【００５７】
図３は、本発明に係る原子力発電設備の安全区分に備えられる非常用電源設備のシステム構成例を示すものである。
【００５８】
本発明に係る原子力発電設備２０，２０Ａは、図１および図２に示すように、原子炉廻りに２つの安全区分Ｉ，ＩＩに区分されており、図３は各安全区分Ｉ，ＩＩに備えられる工学的安全施設３０の非常用電源設備３９の組合せ例を示している。
【００５９】
原子力発電設備２０Ａの工学的安全施設３０に備えられる非常用電源設備３９は、安全区分ＩおよびＩＩに非常用ディーゼル発電設備（ＤＧ）同士、非常用ガスタービン発電設備（ＧＴＧ）同士あるいは非常用ディーゼル発電設備（ＤＧ）と非常用ガスタービン発電設備（ＧＴＧ）を組み合せた４つの態様のシステム構成例を示している。
【００６０】
このうち、安全区分ＩおよびＩＩに備えられる非常用電源設備３９として非常用ディーゼル発電設備（ＤＧ）と非常用ガスタービン発電設備（ＧＴＧ）を組み合せたシステム構成例を採用すると、故障形態の分散化を図ることができ、故障発生要因を分散化できるので、同種の非常用電源設備を用いた例より、非常用電源設備３９ひいては安全系システム３５の信頼性を確保し、向上させることができる。
【００６１】
（第２の実施形態）
図４は、本発明に係る原子力発電設備の第２実施形態を示すものである。
【００６２】
この実施形態に示された原子力発電設備２０Ｂは、各安全区分Ｉ，ＩＩに配設される安全系システム３５の低圧注水系３６をＲＨＲ熱交換器４１下流側から分岐させ、分岐された一方の配管６５ａを、給水スパージャに接続する原子炉復水・給水系３３の給水配管６６に、他方の配管６５ｂを低圧注水配管６７にそれぞれ接続するとともに、低圧注水系３６の分岐後配管６５ａ，６５ｂに注入隔離弁６８，６８を備えたものである。給水配管６６および低圧注水配管６７は原子炉圧力容器２２への戻り水ラインを構成している。
【００６３】
注入隔離弁６８，６８は、注水先の配管破断を検出する破断検出器６９，６９により自動的に開閉制御される。破断検出器６９，６９は給水配管６６や低圧注水配管６７にそれぞれ接続される一方、他の安全区分ＩＩ（またはＩ）の給水配管や低圧注水配管に接続されて、両安全区分Ｉ，ＩＩ間の差圧確認を行なっており、この破断検出器６９，６９による差圧確認等により注入隔離弁６８，６８を自動開閉するようになっている。
【００６４】
この原子力発電設備２０Ｂでは、設計想定事象（ＤＢＡ）において、原子炉復水・給水系３３の給水配管６６または低圧注水配管６７の配管破断を仮定した場合、低圧注水系３６ひいては残留熱除去系４４の注水先を２箇所に分岐させることで、配管破断時に健全側配管からの原子炉圧力容器２２内に充分な注水量の注水を可能とし、低圧注水系３６の信頼性を一層向上させたものである。
【００６５】
原子炉発電設備２０Ｂにおける工学的安全施設３０の低圧注水系３６は、低圧注水系３６の注水先を２箇所に分岐させることで、設計想定事象（ＤＢＡ）における同一安全区分ＩまたはＩＩ内の配管破断によっても、炉心冷却系が冷却材の喪失を未然にかつ確実に防止できる。この低圧注水系３６は両安全区分Ｉ，ＩＩ間の対応する配管間の差圧等を破断検出器６９，６９で検出することにより、配管破断の有無を事前に検出でき、配管破断側の注入隔離弁６８を自動的に閉じることで、同一安全区分内の健全側配管（給水配管６６あるいは低圧注水配管６７）で注水流量を確保することができる。
【００６６】
この工学的安全施設３０は、設計想定事象（ＤＢＡ）における配管破断発生時に、他の安全区分の非常用電源設備の故障を仮定しても、低圧注水系３６の１つの注水ラインにて必要量の低圧注水流量を確保することができるシステム設計となっている。低圧注水系３６の健全側注水ラインからの注水により、原子炉圧力容器２２内の炉水位が回復した後は、低圧注水系３６から分岐されるＰＣＶスプレイ系４５の隔離弁７０を開放させて原子炉格納容器２１内にＲＨＲ熱交換器４１で冷却された冷却水をスプレイさせることで、原子炉格納容器２１内の減圧・冷却を並行して行なうことができる。
【００６７】
図５は、本発明に係る原子力発電設備の第２実施形態における変形例を示すものである。
【００６８】
この変形例に示された原子力発電設備２０Ｃは、ＲＨＲ熱交換器４１の下流側から分岐される低圧注水系３６ひいては残留熱除去系４４の接続先を図４に示した原子力発電設備２０Ｂとは異にしたものであり、それ以外の構成および作用は、原子力発電設備２０Ｂと異ならないので、同一符号を付して説明を省略する。
【００６９】
図５に示された原子力発電設備２０Ｃは、原子炉復水・給水系３３の給水配管６６を分岐させ、各分岐給水配管６６ａ，６６ｂを原子炉圧力容器２２内の給水スパージャ（図示せず）に接続する一方、低圧給水系３６をＲＨＲ熱交換器４１下流側で分岐させ、分岐された一方の配管６５ａを分岐給水配管６６ａ，６６ｂの一方６６ａ，６６ｂに、他方の配管６５ｂを分岐給水配管６６ａ，６６ｂの他方にそれぞれ接続したものである。原子炉復水・給水系３３の各分岐給水配管６６ａ，６６ｂは原子炉圧力容器２２への戻り水ラインを構成している。
【００７０】
低圧給水系３６の分岐配管６５ａ，６５ｂには注水隔離弁６８，６８が設けられ、この注水隔離弁６８，６８を両安全区分Ｉ，ＩＩ間の差圧確認等を行なう破断検出器６９，６９により自動開閉制御する構成は、図４に示された低圧注水系と同様である。
【００７１】
この場合にも、設計想定事象（ＤＢＡ）において、万一配管破断が生じても、健全側配管から冷却水を原子炉圧力容器２２内に注入可能とすることができ、低圧注水系３６の信頼性が維持できる。
【００７２】
（第３の実施形態）
図６は、本発明に係る原子力発電設備の第３実施形態を示す概略的なシステム構成図である。
【００７３】
第３実施形態に示された原子力発電設備２０Ｄは、原子炉廻りの２つの安全区分Ｉ，ＩＩに設けられる工学的安全施設３０の低圧注水系３６に、ＰＣＶスプレイ系の設置を不要とし、このＰＣＶスプレイ系をシビアアクシデント対策設備３４の減圧弁５０で代用させたものである。他の構成および作用は図１に示された原子力発電設備２０と異ならないので、同一符号を付して説明を省略する。
【００７４】
図６に示された原子力発電設備２０Ｄは、低圧注水系３６ひいては残留熱除去系４４にＰＣＶスプレイ系を設けることなく、低圧注水系３６のＰＣＶスプレイ機能を削除し、シビアアクシデント対策設備３４の減圧弁５０で代用したものである。
【００７５】
減圧弁５０を開放して原子炉圧力容器２２への注入水を原子炉圧力容器２２から排水させることで、従来のＰＣＶスプレイ機能と同等に、原子炉格納容器２１内の蒸気凝縮による原子炉格納容器２１内の圧力、温度を低減可能としたものである。
【００７６】
図６に示された原子力発電設備２０Ｃは、ＰＣＶスプレイ系を削除する一方、減圧弁５０を開放させることで、原子炉圧力容器２２への注入水を原子炉圧力容器２２から排水させ、原子炉格納容器２１内の蒸気を凝縮させ、原子炉格納容器２１内の減圧冷却を可能としたものである。
【００７７】
（第４の実施形態）
図７は、本発明に係る原子力発電設備の第４実施形態を示す概略的にシステム構成図である。
【００７８】
この実施形態に示された原子力発電設備２０Ｅは、原子炉格納容器２１内をサプレッションプール２３とドライウェル２４に仕切る仕切壁２５に連通口としてドローダウン口７３を開口させ、このブローダウン口７３により、ドローダウン水リターンラインを構成したものである。ドローダウン口７３の開口位置は炉心２８上端より上方に位置される。他の構成および作用は、図１に示された原子力発電設備２０と実質的に異ならないので同一符号を付して説明を省略する。
【００７９】
図７に示された原子力発電設備２０Ｅは、原子炉圧力容器２１への注入水を減圧弁５０の開放により排水され、この排水の実施により、原子炉格納容器２１内の水位が上昇し、サプレッションプール２３に連通するドローダウン水リターンラインとなったとき、例えばドローダウン口７３位置まで達すると、低圧注水系３６の運転条件が成立する。この低圧注水系３６の運転条件が成立することで、均圧炉心冷却系５１の均圧注水弁５４を開放させる一方、低圧注水系３６のＬＰＦＬ（低圧炉心給水系）３８の弁を閉じてＰＣＶスプレイ系４５の隔離弁７０を開放させる。これにより、低圧注水系３６のＬＰＦＬ機能がＰＣＶスプレイ機能に切り換えられる。
【００８０】
この原子力発電設備２０Ｅにおいては、原子炉格納容器２１内の水位が確保された後、均圧炉心冷却系（ＥＱＣＳ）５１により原子炉圧力容器２２内に注水する一方、原子炉圧力容器２２に注水していた低圧注水系３６のＬＰＦＬ機能（ＬＰＣＬ機能）をＰＣＶスプレイ機能に切り換えて原子炉格納容器２１内を冷却し、減圧させるようにしている。
【００８１】
このため、原子炉格納容器２１内の水位が確保された後、原子炉圧力容器２２内への注水は低圧注水系３６のＬＰＦＬ３８に代って均圧炉心冷却系５１により行なわれ、低圧注水系３６のＬＰＦＬ機能（ＬＰＣＬ機能）に代ってＰＣＶスプレイ系４５によるＰＣＶスプレイ機能により、原子炉格納容器２１内を減圧冷却させることができる。
【００８２】
（第５の実施形態）
図８は本発明に係る原子力発電設備の第５実施形態を示すものである。
【００８３】
この実施形態に示された原子力発電設備２０Ｆは、原子炉廻りの工学的安全施設３０にドローダウン水リターンラインを構成するドローダウン口７３を設けるとともに、ドライウェル均圧炉心冷却系７５を追設した構成が、第１実施形態に示された原子力発電設備２０と基本的に相違する。他の構成および作用は第１実施形態の原子力発電設備２０と実質的に異ならないので、同一符号を付して説明を省略する。
【００８４】
図８に示された原子力発電設備２０Ｆにおいて、原子炉格納容器２１内をドライウェル２４とサプレッションプール２３に仕切る仕切壁にドローダウン水リターンラインを構成するドローダウン口７３を連通口として設けた構成は、図７に示した原子力発電設備２０Ｅと同様である。
【００８５】
図８に示された原子力発電設備２０Ｆは、原子炉圧力容器２２に均圧炉心冷却系（ＥＱＣＳ）に代えてあるいは均圧炉心冷却系（ＥＱＣＳ）とともにドライウェル均圧炉心冷却系（ＤＷＥＱＣＳ）７５を備える。このドライウェル均圧炉心冷却系７５はその配管の途中にドライウェル隔離弁７６が設けられる。
【００８６】
ドライウェル均圧炉心冷却系７５のドライウェル隔離弁７６は（原子炉格納容器２１内水位）＞（原子炉圧力容器２２内燃料の有効長上端（ＴＡＦ）水位）の条件が成立した場合に開放される。ドライウェル均圧炉心冷却系７５のドライウェル隔離弁７６の開放により、ドライウェル７６内の冷却水が原子炉圧力容器２２内に注入され、炉内水位が維持される。
【００８７】
また、このときには、低圧注水系３６からの原子炉圧力容器２２内への冷却水の注入が停止され、代りに低圧注水系３６からの冷却水はＰＣＶスプレイ系４５により原子炉格納容器２１内にスプレイされて原子炉格納容器２１内の蒸気が冷却凝縮され、原子炉格納容器２１内が減圧される。
【００８８】
図８に示された原子力発電設備２０Ｆの工学的安全施設３０においては、図１および図２に示された工学的安全施設３０と同様に、減圧弁５０が開放されて原子炉圧力容器２２への注入水が原子炉圧力容器２２からドライウェル２４に放出されると、ドライウェル２４内の水位が上昇していく。
【００８９】
ドライウェル２４内の水位が上昇していき、（原子炉格納容器２１内の水位）＞（原子炉圧力容器内の燃料有効長上端（ＴＡＦ）水位）の条件が成立した場合に、ドライウェル均圧炉心冷却系（ＤＷＥＱＣＳ）７５の隔離弁７６が開放され、ドライウェル２４内の冷却水が原子炉圧力容器２２内に注入される。この冷却水の注入により低圧注水系３６を通る冷却水はＬＰＦＬ機能からＰＣＶスプレイ機能に切り換えられ、原子炉格納容器２１内を冷却し、減圧させている。
【００９０】
この原子力発電設備２０Ｆの工学的安全施設３０では、減圧注水系３６からの注水により原子炉圧力容器２２内水位が確保された後に、低圧弁５０の開放により原子炉圧力容器２２内に注入された注入水が排出される。原子炉圧力容器２２からの排水により原子炉格納容器２１内が所要の水位まで上昇すると、ドライウェル均圧炉心冷却系（ＤＷＥＱＣＳ）７５が作動して原子炉格納容器２１と原子炉圧力容器２２内の水位をほぼ均一化させることができる。この水位均一化により、低圧注水系３６のＬＰＦＬ機能がＰＣＶスプレイ機能に切り換えられる。ＰＣＶスプレイ機能により原子炉圧力容器２２および原子炉格納容器２１を同時に冷却させることが可能となり、原子炉格納容器２１内の蒸気が冷却凝縮され、減圧され、異常事象が収束方向に納まるようになっている。
【００９１】
図９は本発明に係る原子力発電設備の第５実施形態における変形例を示す概略的なシステム構成図である。
【００９２】
この変形例に示された原子力発電設備２０Ｇは、工学的安全施設３０の低圧注水系３６の冷却水源としてサプレッションプール２３だけでなく、原子炉格納容器２１のドライウェル２４側も冷却水源としたものである。他の構成および作用は図８に示された原子力発電設備２０Ｆと異ならないので同じ構成には同一符号を付して説明を省略する。
【００９３】
この原子力発電設備２０Ｇは、低圧注水系３６の冷却水源をサプレッションプール２３と原子炉格納容器２１内のドライウェル２４側との双方とし、いずれかの冷却水源を切換弁７８，７８の開閉により選択的に使用できるようにしたものである。
【００９４】
原子炉格納容器２１のドライウェル２４側からの冷却水源はＰＣＶスプレイ系４５の作動に伴って使用される。ＰＣＶスプレイ系４５の作動時にはサプレッションプール２３から原子炉格納容器２１側に切り換えることで、ドライウェル２４側の冷却水源が用いられる。この場合、除熱ループを原子炉格納容器２１内での循環のみで構成される。
【００９５】
図９に示された原子力発電設備２０Ｇの工学的安全施設３０においては、低圧注水系３６からのサプレッションプール水を原子炉圧力容器２２内に注入し、原子炉圧力容器２２内の水位が確保された後に原子炉格納容器２１と原子炉圧力容器２２の水位を均一化し、原子炉圧力容器２２に注水していた低圧注水系３６のＬＰＦＬ機能をＰＣＶスプレイ系４５のＰＣＶスプレイ機能に切り換え、原子炉圧力容器２２および原子炉格納容器２１を同時に冷却することができるようにしたものである。
【００９６】
（第６の実施形態）
図１０は本発明に係る原子力発電設備の第６実施形態を示す概略的なシステム構成図である。
【００９７】
この実施形態に示された原子力発電設備２０Ｈは、工学的安全施設３０に備えられる減圧弁５０の下流側をベント管２７内に挿入し、原子炉圧力容器２２への注入水の排水をベント管２７を介してサプレッションプール２３内に行なうようにしたものである。他の構成および作用は図１に示された原子力発電設備と実質的に異ならないので同じ構成には同一符号を付して説明を省略する。
【００９８】
図１０に示された原子力発電設備２０Ｈは、減圧弁５０からの原子炉圧力容器２２内の排水をベント管２７を通してサプレッションプール２３内に行なうシステム構成が採用されている。
【００９９】
原子炉圧力容器２２からの排水を減圧弁５０からベント管２７に案内することで、原子炉圧力容器２２からの高温水をドライウェル２４内に放出せず、サプレッションプール２３内に排出している。
【０１００】
その際、原子炉圧力容器２２には低圧注水系３６のＲＨＲ熱交換器４１で冷却した冷却水を注水している。このため、原子炉圧力容器２２からの高温水をサプレッションプール２３に排出し、サプレッションプール２３から低圧注水系３６のＲＨＲ熱交換器４１で冷却した水を再び原子炉圧力容器２２内に注水することが可能となり、原子炉圧力容器２２内を冷却させることができる。
【０１０１】
（第７の実施形態）
図１１は、本発明に係る原子力発電設備の第７実施形態を示す概略的なシステム構成図である。
【０１０２】
この実施形態に示された原子力発電設備２０Ｉは工学的安全施設３０にアイソレーションコンデンサ設備８０を追設したものである。他の構成および作用は図１あるいは図２に示された原子力発電設備２０，２０Ａと異ならないので同じ構成には同一符号を付して説明を省略する。
【０１０３】
アイソレーションコンデンサ設備８０は原子炉圧力容器２２から連絡配管８１を取り出し、取り出された連絡配管８１の途中にアイソレーションコンデンサ（ＩＣ）８２を設け、このＩＣ８２の下流側を原子炉圧力容器２２への戻り水ラインである給水配管６６に接続したものである。他の構成および作用は図１あるいは図２に示された原子力発電設備２０，２０Ａと異ならないので、同じ構成には同一符号を付して説明を省略する。
【０１０４】
この原子力発電設備２０Ｉの工学的安全施設３０においては、原子炉復水・給水系３３の給水配管６６と原子炉圧力容器２２とを接続するアイソレーションコンデンサ設備８０を設けたので、シビアアクシデント（過酷事故：ＳＡ）のみならず、設計想定事象（ＤＢＡ）においても、アイソレーションコンデンサ（ＩＣ）８２にて原子炉内蒸気を積極的に冷却し、冷却された水を原子炉圧力容器２２内に注入させることができる。このため、原子炉圧力容器２２内の温度・圧力上昇を抑制することが可能となり、安全系システム３５の信頼性を向上させることができる。
【０１０５】
（第８の実施形態）
図１２は本発明に係る原子力発電設備の第８実施形態を示す概略的なシステム構成図である。
【０１０６】
この実施形態に示された原子力発電設備２０Ｊは工学的安全施設３０に備えられるシビアアクシデント対策設備３４を改良したものであり、他の構成および作用は、図１または図５に示された原子力発電設備２０Ｃと実質的に異ならないので、同じ構成には同一符号を付して説明を省略する。
【０１０７】
図１２に示された原子力発電設備２０Ｊは、特に、シビアアクシデント対策設備３４の静的格納容器冷却系５２を改良したものである。この静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）５２は原子炉格納容器２１内をサプレッションプール２３に連絡する冷却配管５５にＰＣＣＳ熱交換器５６が設けられるが、この熱交換器５６を燃料プール冷却浄化系（ＦＰＣ）８５のＦＰＣ熱交換器と共用させ、共通化、簡素化を図ったものである。
【０１０８】
静的格納容器冷却系５２と燃料プール冷却浄化系８５の熱交換器を共用させ、共通化させることにより、設置スペースの大きな熱交換器５６の設置台数を節約することができる。
【０１０９】
静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）５２と燃料プール冷却浄化系（ＦＰＣ）８５の熱交換器５６を共用化させることで、設備減圧効果が期待でき、システム構成の簡素化を図ることができる。
【０１１０】
（第９の実施形態）
図１３は本発明に係る原子力発電設備の第９実施形態を示す概略的なシステム構成図である。
【０１１１】
この実施形態に示された原子力発電設備２０Ｋは原子炉廻りに敷設される工学的安全施設３０のシビアアクシデント対策設備３４を改良したものである。他の構成および作用は図１および図５に示された原子力発電設備２０，２０Ｃと実質的に異ならないので、同じ構成には同一符号を付して説明を省略する。
【０１１２】
図１３に示された工学的安全施設３０のシビアアクシデント対策設備３４は、図１２に示された静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）５２と燃料プール冷却浄化系８５の共用熱交換器５６を原子炉補機冷却系（ＲＣＷ）８７のサージタンク８８内に共用して設置したシステム構成を用いたものである。
【０１１３】
この原子力発電設備２０Ｋにおいては、静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）５２と燃料プール冷却浄化系（ＦＰＣ）８５で共用する熱交換器５６を原子炉補機冷却系（ＲＣＷ）８７のサージタンク８８内に設置することで、熱交換器胴体をサージタンク８８内に納めて削除可能となり、設備低減効果が期待でき、経済性の向上につながる。
【０１１４】
すなわち、熱交換器胴体を構成する熱交換器５６の細管（熱交換管）をサージタンク８８内に直接設置することで、熱交換器本体をサージタンク８８内に格納することができ、熱交換器本体の外部露出を確実に防止でき、設備低減効果が期待できる。
【０１１５】
（第１０の実施形態）
図１４は本発明に係る原子力発電設備の第１０実施形態を概略的に示すシステム構成図である。
【０１１６】
この実施形態に示された原子力発電設備２１Ｌは、工学的安全施設３０の残留熱除去系４４の熱交換器４１を利用してアイソレーションコンデンサ設備９０を追設したものである。他の構成および作用は図１もしくは図５に示された原子力発電設備２０，２０Ｃと基本的に異ならないので、同じ構成には同一符号を付して説明を省略する。
【０１１７】
図１４に示されたアイソレーションコンデンサ設備９０は原子炉復水・給水系３３の給水配管６６または分岐給水配管６６ａと原子炉圧力容器２２内とが冷却配管９１で接続される一方、この冷却配管９１の途中にアイソレーションコンデンサ（ＩＣ）が設けられる。このアイソレーションコンデンサ（ＩＣ）を残留熱除去系４４の熱交換器４１と共用させたものである。
【０１１８】
アイソレーションコンデンサ（ＩＣ）設備９０と残留熱除去系（ＲＨＲ）の熱交換器４４を共用させ、共通化を図ることで、設備低減効果が期待でき、経済性を向上させることができる。
【０１１９】
（第１１実施形態）
図１５は、本発明に係る原子力発電設備の第１１実施形態を概略的に示すシステム構成図である。
【０１２０】
この実施形態に示された原子力発電設備２０Ｍは、図１４に示された原子力発電設備２０Ｌに、サプレッションプール浄化系（ＳＰＣＵ）９３を追設したものである。他の構成および作用は、図１４に示された原子力発電設備２０Ｌと異ならないので、同じ構成には同一符号を付して説明を省略する。
【０１２１】
サプレッションプール浄化系９３は工学的安全施設３０にシビアアクシデント（ＳＡ）対策設備３４として備えられる。サプレッションプール浄化系９３はサプレッションプール２３から引き出された浄化系注水ライン９４を原子炉圧力容器２２に戻す原子炉復水・給水系３３に接続したものである。
【０１２２】
具体的には、サプレッションプール浄化系９３の浄化系ライン９４を原子炉復水・給水系３３の分岐給水配管６６ｂあるいは給水配管６６に接続し、サプレッションプール２３内の清浄なプール水を原子炉復水・給水系３３に導いて原子炉内に注水させるようになっている。
【０１２３】
図１５に示された原子力発電設備２０Ｍにおいては、工学的安全施設３０にサプレッションプール浄化系９３を追設し、浄化注水系ライン９４に備えられる注水ポンプ９５を専用の電源設備９６でポンプ駆動させるようにした独立した原子炉注水系を有する構成としたものである。
【０１２４】
この原子力発電設備２０Ｍは、工学的安全施設３０に独立駆動の原子炉注水系を構成するサプレッションプール浄化系（ＳＰＣＵ）９３を設け、サプレッションプール浄化系９３の浄化注水系ライン９４を原子炉圧力容器２２への給水ラインに接続し、サプレッションプール浄化系（ＳＰＣＵ）９３の注水ポンプ９５駆動用の専用電源設備２７を有することで、独立した原子炉注水設備を追設でき、シビアアクシデント（ＳＡ）対策設備３０としてのみならず設計想定事象（ＤＢＡ）設備としても機能するので、さらなる安全性向上を図ることができる。
【０１２５】
なお、サプレッションプール浄化系９３は、浄化系注水ライン９４を原子炉へ冷却水を戻すラインに接続すればよく、原子炉給水ラインへの接続が必須ではない。このサプレッションプール浄化系９３は、専用の電源設備９６を備えることで、独立した原子炉注水系を構成でき、シビアアクシデント対策設備や設計想定事象（ＤＢＡ）設備としても優れた安全機能を備えるので、安全性向上を図ることができる。
【０１２６】
図１６は本発明に係る原子力発電設備の第１１実施形態の変形例を概略的に示すシステム構成図である。
【０１２７】
この変形例に示された原子力発電設備２０Ｎは、工学的安全施設３０に追設されるサプレッションプール浄化系９３を改良したものであり、他の構成および作用は図１５に示された原子力発電設備２０Ｍと異ならないので、同じ構成は同一符号を付して説明を省略する。
【０１２８】
工学的安全施設３０にシビアアクシデント対策設備３４として追設されるサプレッションプール浄化系９３は注水ポンプ９７を直動式ポンプとして付属設備に給電可能な独立原子炉注水系を構成したものである。
【０１２９】
このサプレッションプール浄化系９３においても、独立した原子炉注水系とすることで、シビアアクシデント対策設備や設計想定事象（ＤＢＡ）設備としても優れた安全機能を備えている。
【０１３０】
【発明の効果】
本発明に係る原子力発電設備は、原子炉廻りの安全区分を２区分として工学的安全施設のシステム構成を簡素化し、プラント安全性および信頼性を損なうことなく、レイアウト構成を簡単かつ単純化し、経済性を向上させることができる。
【０１３１】
また、原子力発電設備は、工学的安全施設の安全区分を２区分とし、各安全区分に高圧注水系を不要としてシステム構成を簡素化でき、小型の原子力発電プラントに適した発電設備を提供できる。
【０１３２】
さらに、この原子力発電設備は、システム構成を簡素化させたり、構成機器の共通化により系統数や構成機器数を減少させ、経済性や保守・メンテナンス性を向上させることができる。
【０１３３】
さらにまた、原子力発電設備は、各安全区分毎に形態の異なる非常用発電機を配設して故障形態に幅を持たせ、各非常用発電機のトラブルが同時に生じない構成とし、信頼性を向上させることができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係る原子力発電設備の第１実施形態を概略的に示すシステム構成図。
【図２】本発明に係る原子力発電設備の第１実施形態の変形例を概略的に示すシステム構成図。
【図３】本発明に係る原子力発電設備の各安全区分に設置される非常用発電設備の組合せ例を示す図。
【図４】本発明に係る原子力発電設備の第２実施形態を概略的に示すシステム構成図。
【図５】本発明に係る原子力発電設備の第２実施形態の変形例を概略的に示すシステム構成図。
【図６】本発明に係る原子力発電設備の第３実施形態を概略的に示すシステム構成図。
【図７】本発明に係る原子力発電設備の第４実施形態を概略的に示すシステム構成図。
【図８】本発明に係る原子力発電設備の第５実施形態を概略的に示すシステム構成図。
【図９】本発明に係る原子力発電設備の第６実施形態を概略的に示すシステム構成図。
【図１０】本発明に係る原子力発電設備の第７実施形態を概略的に示すシステム構成図。
【図１１】本発明に係る原子力発電設備の第８実施形態を概略的に示すシステム構成図。
【図１２】本発明に係る原子力発電設備の第９実施形態を概略的に示すシステム構成図。
【図１３】本発明に係る原子力発電設備の第１０実施形態を概略的に示すシステム構成図。
【図１４】本発明に係る原子力発電設備の第１１実施形態を概略的に示すシステム構成図。
【図１５】本発明に係る原子力発電設備の第１２実施形態を概略的に示すシステム構成図。
【図１６】本発明に係る原子力発電設備の第１２実施形態の変形例を概略的に示すシステム構成図。
【図１７】従来のＢＷＲおよびＡＢＷＲプラントを概略的に示すシステム構成図。
【符号の説明】
２０，２０Ａ，２０Ｂ…原子力発電設備、２１…原子炉格納容器、２２…原子炉圧力容器、２３…サプレッションプール、２４…ドライウェル、２５…仕切壁、２７…ベント管、２８…炉心、２９…冷却材、３０…工学的安全施設、３２…主蒸気系、３３…原子炉復水・給水系、３４…シビアアクシデント対策設備（過酷事故対策設備）、３５…安全系システム、３６…低圧注水系、３７…自動減圧系（ＡＤＳ）、３８…低圧給水系（ＬＰＦＬ）あるいは低圧炉心スプレイ系（ＬＰＣＳ）、３９…非常用発電設備、４０…低圧注水ポンプ、４１…ＲＨＲ熱交換器、４４…残留熱除去系、４５…原子炉格納容器（ＰＣＶ）スプレイ系、４６…安全弁、５０…減圧弁、５１…均圧炉心冷却系、５２…静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）、５３…均圧注水配管、５４…均圧注水弁、５５…ＰＣＣＳ冷却配管、５６…ＰＣＣＳ熱交換器、５７…弁、６０…自己発電型原子炉隔離時冷却系（ＡＲＣＩＣ）、６１…原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）、６２…ＲＣＩＣポンプ、６５ａ，６５ｂ…分岐配管、６６…給水配管、６７…低圧注水配管、６８…注入隔離弁、６９…破断検出器、７０…隔離弁、７３…ドローダウン口（ドローダウン水リターンライン）、７５…ドライウェル均圧炉心冷却系、７６…ドライウェル隔離弁、８０…アイソレーションコンデンサ設備、８１…連絡配管、８２…アイソレーションコンデンサ（ＩＣ）、８５…燃料プール冷却浄化系（ＥＰＣ）、８７…原子炉補機冷却系（ＲＣＷ）、８８…サージタンク、９０…アイソレーションコンデンサ設備、９１…冷却管、９３…サプレッションプール浄化系、９４…浄化注水系ライン、９５…注水ポンプ、９６…電源設備、９７…注水ポンプ。
【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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【図１０】
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【図１１】
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【図１２】
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【図１３】
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【図１４】
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【図１５】
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【図１６】
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【図１７】
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