(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
少なくとも３区分された非常用炉心冷却系を有し、該非常用炉心冷却系のうち第１区分はタービン駆動の高圧注水ポンプを有する原子炉隔離時冷却系と電動駆動の低圧注水ポンプを有する低圧注水系と非常用電源により構成され、前記原子炉隔離時冷却系により第１の配管、第１の給水配管を経由して原子炉圧力容器内に給水し、前記低圧注水系により第２の配管、第２の給水配管を経由して原子炉圧力容器内に給水するとともに、前記３区分された非常用炉心冷却系で共有される自動減圧系を備える原子力発電所の非常用炉心冷却系であって、
前記第１の給水配管または前記第２の給水配管の破断を検知する破断検知装置、前記低圧注水系の第２の配管に設けられる第１の弁、該第１の弁の上流側であって前記第１の配管と第２の配管を第２の弁を介して接続するタイライン配管を備え、
前記破断検知装置により前記第２の給水配管の破断を検知し、前記第１の弁及び前記第２の弁を操作して、前記低圧注水系から前記タイライン配管、前記第１の給水配管を経由して原子炉圧力容器内に給水することを特徴とする原子力発電所の非常用炉心冷却系。
【請求項２】
請求項１に記載の原子力発電所の非常用炉心冷却系であって、
前記第１区分の非常用炉心冷却系は、前記原子炉隔離時冷却系により第１の配管、第１の給水配管を経由して原子炉圧力容器内に給水し、前記３区分された非常用炉心冷却系で共有される自動減圧系を稼働し、原子炉圧力容器内の減圧後に前記低圧注水系から前記タイライン配管、前記第１の給水配管を経由して原子炉圧力容器内に給水することを特徴とする原子力発電所の非常用炉心冷却系。
【請求項３】
請求項１または請求項２に記載の原子力発電所の非常用炉心冷却系であって、
前記３区分された非常用炉心冷却系のうち第１区分以外の非常用炉心冷却系は、前記原子炉圧力容器内が高圧の時でも原子炉冷却材の注水ができる高圧炉心注水系と、原子炉圧力容器内が低圧の時に原子炉冷却材を注水する低圧注水系とで構成され、
前記第１区分の低圧注水ポンプは、所内電源および外部電源を喪失し、かつ前記第１区分以外の非常用炉心冷却系による冷却がなんらかの理由により使用不可となる事態であってかつ前記第２の給水配管の破断時においても使用可能であることを特徴とする原子力発電所の非常用炉心冷却系。
【請求項４】
請求項１から請求項３のいずれか１項に記載の原子力発電所の非常用炉心冷却系であって、
前記第１の弁及び前記第２の弁として、開閉可能なモータ駆動弁、圧縮空気駆動弁、窒素駆動弁、手動弁のいずれかを備えることを特徴とする原子力発電所の非常用炉心冷却系。
【請求項５】
請求項１から請求項４のいずれか１項に記載の原子力発電所の非常用炉心冷却系であって、
前記第１の給水配管または前記第２の給水配管の破断を検知する破断検知装置は、前記第１の給水配管と前記第２の給水配管の間に設けられて給水配管内の状態量を計測する計器の信号を用いており、当該計器として、差圧計、差流量計、温度計、放射線計測器のいずれかを備えることを特徴とする原子力発電所の非常用炉心冷却系。
【請求項６】
前記破断検知装置として差圧計を用いた請求項５に記載の原子力発電所の非常用炉心冷却系であって、
前記差圧計は、前記原子炉隔離時冷却系側を高圧側、前記低圧注水系側を低圧側として形成され、注水ルート切替の設定差圧は、通常時の差圧より大きく、かつ配管破断が発生した場合の差圧よりも小さい値に設定されることにより、第１の給水配管が破断した場合には、前記差圧計出力のダウンスケールにより前記低圧注水系の注水ルートが切り替わらないことを特徴とする原子力発電所の非常用炉心冷却系。
【請求項７】
前記破断検知装置として差圧計を用いた請求項５または請求項６に記載の原子力発電所の非常用炉心冷却系であって、
前記差圧計は、原子炉格納容器内であって、前記第１の給水配管および前記第２の給水配管の立ち上がり部よりも原子炉格納容器側で差圧計測されることを特徴とする原子力発電所の非常用炉心冷却系。
【請求項８】
前記破断検知装置として差圧計を用いた請求項５から請求項７のいずれか１項に記載の原子力発電所の非常用炉心冷却系であって、
前記差圧計は、注水ルート切替差圧の設定値を、通常運転時の前記第１の給水配管と前記第２の給水配管の間の差圧以上に設定し、通常運転時には注水ルートが切り替わらないことを特徴とする原子力発電所の非常用炉心冷却系。
【請求項９】
前記破断検知装置として差圧計を用いた請求項８に記載の原子力発電所の非常用炉心冷却系であって、
前記差圧計は、前記第２の給水配管のうち原子炉圧力容器付近、かつ前記第２の給水配管の立ち上がり部より原子炉圧力容器側での配管破断を想定した場合においても、差圧検知が可能であることを特徴とする原子力発電所の非常用炉心冷却系。
【請求項１０】
請求項１から請求項９のいずれか１項に記載の原子力発電所の非常用炉心冷却系であって、
前記破断検知装置は、前記第１の給水配管あるいは前記第２の給水配管の破断直後に発生し得る衝撃波を考慮しても前記破断検知装置が誤った動作を起こさないよう、破断後、緩和時間を経てから動作するように設定されたタイマーを備えることを特徴とする原子力発電所の非常用炉心冷却系。
【請求項１１】
前記破断検知装置として差圧計を用いた請求項１から請求項１０のいずれか１項に記載の原子力発電所の非常用炉心冷却系であって、
前記差圧計は、誤計測を防止するために２  ｏｕｔ  ｏｆ  ４理論を採用することを特徴とする原子力発電所の非常用炉心冷却系。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は原子炉圧力容器内へ原子炉冷却材を注水し炉心の冷温停止を達成するために多重の注水系を備えた原子力発電所の非常用炉心冷却系に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力発電プラントでは、安全性の観点から設計の妥当性を評価する上で想定すべき事象が定められており、原子炉冷却材の喪失事故もその１つである。
【０００３】
原子炉冷却材の喪失事故は、原子炉の出力運転中に、原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管あるいはこれに付随する機器等の破損や故障等により、原子炉冷却材が流出して原子炉炉心の冷却能力が低下する事象である。またここで、原子炉冷却材圧力バウンダリとは、原子炉の通常運転時に原子炉冷却材を内包して原子炉と同じ圧力条件となり、運転時の異常な過渡変化時及び事故時の苛酷な条件下で圧力障壁を形成するものであって、これが破壊すると原子炉冷却材喪失となる範囲の施設をいう。
【０００４】
原子炉施設の安全性確保とは、原子炉を安全に停止し、原子炉冷却材を原子炉圧力容器に注入して炉心を冷却し、原子炉格納容器内に放射性物質を閉じ込めることである。
【０００５】
この内、炉心の冷却は非常用炉心冷却系によって達成される。本非常用炉心冷却系統は、原子炉冷却材の喪失事故時の炉心冷却による燃料被覆管の破損防止、格納容器の健全性保持、炉心崩壊熱の長期にわたる除去を達成できる設計となっている。加えて、非常用炉心冷却系の設計では、動的機器の単一故障下における安全機能が保証され、所内電源および外部電源の喪失を想定した非常用ディーゼル発電設備の設置および機能・系統の冗長性・独立性確保が考慮されている。ここで、単一故障とは、単一の原因によって一つの機器が所定の安全機能を失うことをいい、従属要因に基づく多重故障を含むものである。
【０００６】
本非常用炉心冷却系統は改良沸騰水型原子炉では、原子炉圧力容器内が高圧の時でも原子炉冷却材の注水ができる高圧炉心注水系ならびに原子炉隔離時冷却系と、原子炉圧力容器内が低圧の時に原子炉冷却材を注水する低圧注水系と、原子炉圧力容器を自動で減圧させる自動減圧系とから構成される。
【０００７】
図２は、従来の改良沸騰水型原子炉における非常用炉心冷却系の系統概略図である。この図において、まず改良沸騰水型原子炉は以下のように構成されている。
【０００８】
図２において３は原子炉格納容器であり、その内部に炉心４を格納する原子炉圧力容器２が設置されている。原子炉格納容器３底部の圧力抑制室１９には、圧力抑制プール１１が形成され冷却水を貯留している。２０は原子炉格納容器３内の圧力抑制室１９以外の部分を示すドライウェルである。なお１２は給水配管であり、図示せぬ原子炉給水ポンプにより給水を原子炉圧力容器２に導く。給水配管は１２Ａ、１２Ｂの２系統で構成されている。原子炉圧力容器２内で発生した蒸気は主蒸気配管１８を介して、図示せぬ蒸気タービンに送られる。
【０００９】
図２に示す非常用炉心冷却系１は、区分１Ａ、区分１Ｂ、区分１Ｃに区分けされており、これらの区分に備えられた冷却用のポンプ５、６、７により圧力抑制プール１１に貯留されている冷却水を原子炉圧力容器２に送り、炉心４を冷却する。
【００１０】
従来の非常用炉心冷却系１は、電動機８駆動の低圧注水系ポンプ５（５Ａ、５Ｂ、５Ｃ）を有する３系列の低圧注水系（ＬＰＦＬ（Ａ）、ＬＰＦＬ（Ｂ）、ＬＰＦＬ（Ｃ））と、電動機８駆動の高圧炉心注水系ポンプ６（６Ｂ、６Ｃ）を有する２系列の高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ（Ｂ）、ＨＰＣＦ（Ｃ））と、蒸気タービン９駆動の原子炉隔離時冷却系ポンプ７を有する１系列の原子炉隔離時冷却系ＲＣＩＣと、自動減圧系ＡＤＳとから構成される。
【００１１】
またこれらの冷却系統は、区分１Ａ、区分１Ｂ、区分１Ｃごとに分割配置されており、区分１Ａには、低圧注水系ＬＰＦＬ（Ａ）と原子炉隔離時冷却系ＲＣＩＣが配置され、区分１Ｂには、低圧注水系ＬＰＦＬ（Ｂ）と高圧炉心注水系ＨＰＣＦ（Ｂ）が配置され、区分１Ｃには、低圧注水系ＬＰＦＬ（Ｃ）と高圧炉心注水系ＨＰＣＦ（Ｃ）が配置されている。
【００１２】
また、非常用炉心冷却系１は、外部電源が利用できない場合に加えてこの系統を構成する機器の単一故障を仮定しても、この系統の安全機能が達成できるように非常用電源としての３系列の非常用ディーゼル発電機８（８Ａ、８Ｂ、８Ｃ）から電力の供給を受ける。これにより、１系列の低圧注水系ＬＰＦＬ（Ａ）と１系列の原子炉隔離時冷却系ＲＣＩＣと１系列の非常用ディーゼル発電機８Ａとから構成される区分１Ａと、１系列の低圧注水系ＬＰＦＬ（Ｂ）と１系列の高圧炉心注水系ＨＰＣＦ（Ｂ）と１系列の非常用ディーゼル発電機８Ｂとから構成される区分１Ｂと、１系列の低圧注水系ＬＰＦＬ（Ｃ）と１系列の高圧炉心注水系ＨＰＣＦ（Ｃ）と１系列の非常用ディーゼル発電機８Ｃとから構成される区分１Ｃとからなる３区分構成にしている。
【００１３】
上記注水系の構成のうち低圧注水系は、残留熱除去系の運転モードの１つであり、圧力抑制プール１１内のプール水を吸水して原子炉圧力容器２の炉心シュラウド外側へ注水する系統であり、独立した３系列（ＬＰＦＬ（Ａ）、ＬＰＦＬ（Ｂ）、ＬＰＦＬ（Ｃ））から構成されている。３区分の低圧注水系の内、区分１Ａの低圧注水系ＬＰＦＬ（Ａ）は開閉弁２４を介して給水配管１２Ａを注水ルートとし、残る区分１Ｂ、１Ｃはそれぞれ低圧注水系注水配管１３、１４を注水配管とする。
【００１４】
高圧炉心注水系は、初期には第１水源として復水貯蔵槽１５から、最終的には第２水源である圧力抑制プール１１から吸水して原子炉圧力容器２の炉心シュラウド内側へ注水する系統であり、独立した２系列から構成される。本系統の区分１Ｂ、１Ｃはそれぞれ高圧注水配管１６、１７を注水ルートとする。
【００１５】
原子炉隔離時冷却系ＲＣＩＣは、初期には復水貯蔵槽１５から、最終的には圧力抑制プール１１から吸水して、炉心シュラウド外側へ注水する。本系統は給水配管１２Ｂを注水ルートとする。
【００１６】
なお自動減圧系ＡＤＳは、原子炉圧力容器２内の蒸気を圧力抑制室１９へ逃がし、原子炉圧力容器２内の圧力を低圧注水系による注水が可能となる圧力まで低下させ、炉心冷却を促進する系統である。例えば主蒸気配管１８の一部に設けられた逃し安全弁２７を介して圧力抑制室１９へ逃がす。
【００１７】
従来の改良沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却系１の最も厳しい想定では、所内電源および外部電源の喪失を想定し、かつ、区分１Ｂあるいは１Ｃの非常用炉心冷却系がなんらかの理由により使用不可となる条件下において、さらに残った高圧炉心注水系の注水配管１６、１７いずれかの破損を考慮する。この時、原子炉隔離時冷却系ポンプ７が起動し、高圧となった原子炉圧力容器２に原子炉冷却材を注水して原子炉水位の低下を緩和する。続いて自動減圧系が作動して逃し安全弁２７が開放し、原子炉圧力容器２内の圧力を低下させ、低圧注水系が注水を行う。
【００１８】
このような従来の非常用炉心冷却系１における最も厳しい想定に加え、なんらかの理由により更に１区分が使用不可となる事態を想定する。この場合、新たな最も厳しい想定として、所内電源および外部電源の喪失を想定し、かつ、区分１Ｂ、１Ｃの非常用炉心冷却系がなんらかの理由により使用不可となる条件下において、さらに区分１Ａの低圧注水系ＬＰＦＬ（Ａ）の注水配管１２Ａの破損を考慮する。
【００１９】
つまり、図３、４の状態となる。このうち図３は非常用炉心冷却系１の系統構成の機能を区分ごとに整理して示したものである。区分１Ａに原子炉隔離時冷却系ポンプＲＣＩＣ（７）、低圧注水系ポンプＬＰＦＬ（５Ａ）並びに非常用ディーゼル発電機ＤＧ（８Ａ）を備え、区分１Ｂに高圧炉心注水系ポンプＨＰＣＦ（６Ｂ）、低圧注水系ポンプＬＰＦＬ（５Ｂ）並びに非常用ディーゼル発電機ＤＧ（８Ｂ）を備え、区分１Ｃに高圧炉心注水系ポンプＨＰＣＦ（６Ｃ）、低圧注水系ポンプＬＰＦＬ（５Ｃ）並びに非常用ディーゼル発電機ＤＧ（８Ｃ）を備えている。またこれら区分とは関わりなく、原子炉圧力容器を自動で減圧させる自動減圧系ＡＤＳを有することを表している。
【００２０】
ここで想定した事態では、図３に「×」を付して示した炉心冷却系が機能発揮できない状態である。図４は、従来の改良沸騰水型原子炉において想定されるよりも厳しい条件下での非常用炉冷却系の構成図を示したものであり、機能障害箇所に「×」を付している。健全に機能し得るのは、区分１Ａの原子炉隔離時冷却系ポンプ７と非常用ディーゼル発電機８Ａ、及び原子炉圧力容器を自動で減圧させる自動減圧系逃し安全弁２７のみということになる。なお非常用ディーゼル発電機８Ａが稼働可能であっても、低圧注水系ポンプ５Ａが供給する冷却水は注水配管１２Ａ（給水配管）の破損により、炉心冷却に貢献し得ない。
【００２１】
この状態における、健全機能による冷却機能は以下のようになると考えられる。この時には、原子炉隔離時冷却系のポンプ７が蒸気タービンにより起動し、高圧となった原子炉圧力容器２に原子炉冷却材を注水して原子炉水位の低下を緩和する。続いて自動減圧系ＡＤＳが作動（逃し安全弁２７の開放）して原子炉圧力容器２内の圧力を低下させるが、原子炉隔離時冷却系ＲＣＩＣは原子炉圧力容器２が低圧となる条件下では使用できず、非常用炉心冷却系１に属するその他の冷却系も使用することはできないため、炉心の冷温停止が達成できない。
【００２２】
本課題に対し、特許文献１では区分１Ａの原子炉隔離時冷却系ＲＣＩＣを低圧条件下でも使用可能な高圧炉心注水系に変更する設計が開示されている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【００２３】
【特許文献１】特開２００９−３１０７９号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００２４】
特許文献１が提案する解決案によれば、炉心の冷温停止が達成可能であるが、全交流電源喪失ＳＢＯ条件下においては、いずれの冷却系も炉心への冷却水注水を実現できない。また既存設備の場合には大幅な取り外し、据え付け作業を行う必要がある。このことから、全交流電源喪失ＳＢＯ条件下においても炉心への冷却水注水が可能である手法、また、より簡便な手法での炉心の冷温停止達成が望まれる。
【００２５】
以上のことから本発明においては、原子炉隔離時冷却系を含む非常用炉心冷却系構成において、各系列単体で炉心の冷温停止を達成することが可能な原子炉を提供するものである。
【課題を解決するための手段】
【００２６】
上記課題を解決するために本発明においては、少なくとも３区分された非常用炉心冷却系を有し、非常用炉心冷却系のうち第１区分はタービン駆動の高圧注水ポンプを有する原子炉隔離時冷却系と電動駆動の低圧注水ポンプを有する低圧注水系と非常用電源により構成され、原子炉隔離時冷却系により第１の配管、第１の給水配管を経由して原子炉圧力容器内に給水し、低圧注水系により第２の配管、第２の給水配管を経由して原子炉圧力容器内に給水するとともに、３区分された非常用炉心冷却系で共有される自動減圧系を備える原子力発電所の非常用炉心冷却系であって、第１の給水配管または第２の給水配管の破断を検知する破断検知装置、低圧注水系の第２の配管に設けられる第１の弁、第１の弁の上流側であって第１の配管と第２の配管を第２の弁を介して接続するタイライン配管を備え、破断検知装置により第２の給水配管の破断を検知し、第１の弁及び第２の弁を操作して、低圧注水系からタイライン配管、第１の給水配管を経由して原子炉圧力容器内に給水することを特徴とする。
【発明の効果】
【００２７】
本発明によれば、なんらかの理由で３区分ある非常用炉心冷却系のうち２区分が使用できない条件下で、さらに使用可能な１区分の非常用炉心冷却系のいずれかの注水系が有する注水配管に破断が生じた際にも、原子炉圧力容器内へ原子炉冷却材の注水を行い、炉心の冷温停止が達成できるように、注水系に多重性をもたせた非常用炉心冷却系を提供することができる。
【図面の簡単な説明】
【００２８】
【図１】本発明の実施例に係る非常用炉心冷却系を備えた改良沸騰水型原子炉の系統概略を示す図。
【図２】従来の改良沸騰水型原子炉における非常用炉心冷却系の系統概略を示す図。
【図３】非常用炉心冷却系１の系統構成の機能を区分ごとに整理して示した図。
【図４】改良沸騰水型原子炉における最過酷条件下での非常用炉冷却系の構成を示す図。
【図５】本発明の追加構成部分を中心に示した図。
【図６】給水配管１２Ａの破断を検知する計器２２（差圧計）の具体的な計測器設置位置を示した図。
【図７】図６の構成において給水配管１２Ａの破断Ｆが生じたことを示す図。
【図８】給水配管間の差圧計測用の差圧計に採用される２  ｏｕｔ  ｏｆ  ４理論の構成例を示す図。
【発明を実施するための形態】
【００２９】
以下、本発明の実施例について図面を用いて詳細に説明する。
【実施例】
【００３０】
図１は本発明の実施例に係る非常用炉心冷却系を備えた改良沸騰水型原子炉の系統概略図である。
【００３１】
図１において、点線で丸く囲む部分が本発明により追加された機能構成部分を示している。ここでは要するに区分１Ａにおいて原子炉隔離時冷却系ＲＣＩＣの配管と低圧注水系ＬＰＦＬ（Ａ）の配管の間を、制御可能弁２３を備えたタイライン２１で接続し、給水配管１２Ａの破断を検知（例えば配管間に設定値以上の差圧が発生）するとき、制御可能弁２３を制御、開放する。
【００３２】
この構成によれば、原子炉隔離時冷却系ＲＣＩＣのポンプ７が蒸気タービン９により起動し、高圧となった原子炉圧力容器２に原子炉冷却材を注水して原子炉水位の低下を緩和する。続いて自動減圧系ＡＤＳが作動（逃し安全弁２７の開放）して原子炉圧力容器２内の圧力を低下させる。さらに、給水配管１２Ａの破断を検知（例えば配管間に設定値以上の差圧が発生）するとき、制御可能弁２３を開放し、起動可能な電動機８Ａにより低圧注水系ポンプ５Ａを駆動し、以後低圧注水系ＬＰＦＬ（Ａ）、タイライン２１、給水配管１２Ｂを介して炉心注水を実現することができる。
【００３３】
概略上記のように構成され、使用される本発明の実施例１について、以下詳細に説明する。
【００３４】
まず実施例の改良沸騰水型原子炉における非常用炉心冷却系の主要構成は図２に示したものと同じである。この非常用炉心冷却系１は、電動機８駆動の低圧注水系ポンプ５（５Ａ、５Ｂ、５C）を有する３系列の低圧注水系（ＬＰＦＬ（Ａ）、ＬＰＦＬ（Ｂ）、ＬＰＦＬ（Ｃ））と、電動機８駆動の高圧炉心注水系ポンプ６（６Ｂ、６C）を有する２系列の高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ（Ｂ）、ＨＰＣＦ（Ｃ））と、蒸気タービン９駆動の原子炉隔離時冷却系ポンプ７を有する１系列の原子炉隔離時冷却系ＲＣＩＣと、自動減圧系ＡＤＳとから構成される。
【００３５】
またこれらの冷却系統は、区分１Ａ、区分１Ｂ、区分１Ｃごとに分割配置されており、区分１Ａには、低圧注水系ＬＰＦＬ（Ａ）と原子炉隔離時冷却系ＲＣＩＣが配置され、区分１Ｂには、低圧注水系ＬＰＦＬ（Ｂ）と高圧炉心注水系ＨＰＣＦ（Ｂ）が配置され、区分１Ｃには、低圧注水系ＬＰＦＬ（Ｃ）と高圧炉心注水系ＨＰＣＦ（Ｃ）が配置されている。
【００３６】
また、非常用炉心冷却系１は、外部電源が利用できない場合に加えてこの系統を構成する機器の単一故障を仮定しても、この系統の安全機能が達成できるように非常用電源としての３系列の非常用ディーゼル発電機８（８Ａ、８Ｂ、８Ｃ）から電力の供給を受ける。これにより、１系列の低圧注水系ＬＰＦＬ（Ａ）と１系列の原子炉隔離時冷却系ＲＣＩＣと１系列の非常用ディーゼル発電機８Ａとから構成される区分１Ａと、１系列の低圧注水系ＬＰＦＬ（Ｂ）と１系列の高圧炉心注水系ＨＰＣＦ（Ｂ）と１系列の非常用ディーゼル発電機８Ｂとから構成される区分１Ｂと、１系列の低圧注水系ＬＰＦＬ（Ｃ）と１系列の高圧炉心注水系ＨＰＣＦ（Ｃ）と１系列の非常用ディーゼル発電機８Ｃとから構成される区分１Ｃとからなる３区分構成にしている。
【００３７】
上記注水系の構成のうち低圧注水系は、残留熱除去系の運転モードの１つであり、圧力抑制プール１１内のプール水を吸水して原子炉圧力容器２の炉心シュラウド外側へ注水する系統であり、独立した３系列（ＬＰＦＬ（Ａ）、ＬＰＦＬ（Ｂ）、ＬＰＦＬ（Ｃ））から構成されている。３区分の低圧注水系の内、区分１Ａの低圧注水系ＬＰＦＬ（Ａ）は開閉弁２４を介して給水配管１２Ａを注水ルートとし、残る区分１Ｂ、１Ｃはそれぞれ低圧注水系注水配管１３、１４を注水ルートとする。
【００３８】
高圧炉心注水系は、初期には第１水源として復水貯蔵槽１５から、最終的には第２水源である圧力抑制プール１１から吸水して原子炉圧力容器２の炉心シュラウド内側へ注水する系統であり、独立した２系列から構成される。本系統の区分１Ｂ、１Ｃはそれぞれ高圧注水配管１６、１７を注水ルートとする。
【００３９】
原子炉隔離時冷却系ＲＣＩＣは、初期には復水貯蔵槽１５から、最終的には圧力抑制プール１１から吸水して、炉心シュラウド外側へ注水する。本系統は給水配管１２Ｂを注水ルートとする。
【００４０】
なお自動減圧系ＡＤＳは、原子炉圧力容器２内の蒸気を圧力抑制室１９へ逃がし、原子炉圧力容器２内の圧力を低圧注水系による注水が可能となる圧力まで低下させ、炉心冷却を促進する系統である。例えば主蒸気配管１８の一部に設けられた逃し安全弁２７を介して圧力抑制室１９へ逃がす。
【００４１】
従来の改良沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却系１の最も厳しい想定では、所内電源および外部電源の喪失を想定し、かつ、区分１Ｂあるいは１Ｃの非常用炉心冷却系がなんらかの理由により使用不可となる条件下において、さらに残った高圧炉心注水系の注水配管１６、１７いずれかの破損を考慮する。この時、原子炉隔離時冷却系ポンプ７が起動し、高圧となった原子炉圧力容器２に原子炉冷却材を注水して原子炉水位の低下を緩和する。続いて自動減圧系が作動して逃し安全弁２７が開放し、原子炉圧力容器２内の圧力を低下させ、低圧注水系が注水を行う。
【００４２】
このような従来の非常用炉心冷却系１における最も厳しい想定に加え、なんらかの理由により更に１区分が使用不可となる事態を想定する。この場合、新たな最も厳しい想定として、所内電源および外部電源の喪失を想定し、かつ、区分１Ｂ、１Ｃの非常用炉心冷却系がなんらかの理由により使用不可となる条件下において、さらに区分１Ａの低圧注水系ＬＰＦＬ（Ａ）の注水配管１２Ａの破損を考慮する。
【００４３】
この場合、図３に示したように１系列の原子炉隔離時冷却系ＲＣＩＣのみが原子炉圧力容器２内へ原子炉冷却材の注水が可能な状態である。
【００４４】
本発明の実施例では、上記既存構成に加え、さらに以下の追加構成を備える。図１の丸で囲む部分がこの追加部分であり、追加部分の構成を中心にして整理したのが図５であるので、この追加部分の説明を、図５を参照して行う。
【００４５】
図５には区分１Ａを主体に記述している。ここでは低圧注水系ＬＰＦＬ（Ａ）の注水配管（給水配管）１２Ａへの接続配管３１と、原子炉隔離時冷却系ＲＣＩＣの注水配管（給水配管）１２Ｂへの接続配管３２は、タイライン２１で接続されている。このタイライン２１には開閉可能な弁２３が設けられている（図１では、暫定的にモータ駆動弁ＭＯを記載している）。加えて、低圧注水系ＬＰＦＬ（Ａ）の接続配管３１にも開閉可能な弁２４が設けられるが、この弁２４は既存の弁を使用可能である。
【００４６】
また、両給水配管１２Ａ、１２Ｂには状態量を計測する計器２２（図１では暫定的に差圧計を記載している）が接続され、この計器２２には両給水配管１２Ａ、１２Ｂの状態量を元に破断配管を特定するための破断検知装置２９が接続されている。なお図５の例は破断検知装置２９により破断配管を検知するために、給水配管１２Ａ、１２Ｂに差圧検出器を設けた例であい。
【００４７】
破断検知装置２９は、計器２２の出力から給水配管１２Ａの破断Ｆを検知して、タイライン２１の弁２３ならびに接続配管３１上の弁２４を操作する。これにより、低圧注水系ＬＰＦＬ（Ａ）は給水配管１２Ａおよび給水配管１２Ｂの２つの配管から選択的に注水を行うことができる。
【００４８】
例えば破断検知装置２９は、給水配管１２Ａにおいて破断が検知された場合、本配管１２Ａへの接続配管３１上にある弁２４が閉じ、タイライン２１上にある弁２３が開いている状態になるように操作することで、低圧注水系ＬＰＦＬ（Ａ）からも炉心への注水が可能となる。この場合には、起動可能な電動機８Ａにより低圧注水系ポンプ５Ａを起動し、低圧注水系ＬＰＦＬの配管３１からタイライン２１上にある弁２３、原子炉隔離時冷却系ＲＣＩＣの配管３２及びその注水配管（給水配管）１２Ｂを介して炉心への注水が行われることになる。
【００４９】
従って、実施例の非常用炉心冷却系であれば、なんらかの理由で３区分ある非常用炉心冷却系のうち２区分が使用できず、１区分の非常用炉心冷却系のみが使用可能な場合に、さらに使用可能な１区分の非常用炉心冷却系が有するいずれかの注水系の注水配管における破断を想定しても、必要に応じタイライン２１の弁２３ならびに接続配管上の弁２４を操作し区分１Ａの低圧注水系の注水ルートを切り替えることで、安定した流量の原子炉冷却材を原子炉圧力容器２内へ注水できる。
【００５０】
すなわち、前述の従来よりも厳しい想定事象においても、注入系に多重性をもたせ、炉心の冷温停止を達成できる。
【００５１】
本実施例は改良沸騰水型原子炉を例に記載したが、本発明は原子炉全般に適用することができる。
【００５２】
上記説明の実施例において、さらに以下の変形、代案を施すことが可能である。まず、実施例１において、区分１Ａの低圧注水系と原子炉隔離時冷却系ＲＣＩＣ間のタイライン２１上の開閉可能弁２４は、モータ駆動弁あるいは圧縮空気駆動弁、窒素駆動弁、手動弁など、その種類は問わず適用可能である。
【００５３】
また両給水配管１２Ａ、１２Ｂの状態量を計測し給水配管１２Ａ、１２Ｂの破断を検知する計器２２は、差圧計あるいは差流量計、温度計、放射線計測器のいずれかが使用可能であり、その種類は問わない。
【００５４】
なお、両給水配管１２Ａ、１２Ｂの状態量を計測し給水配管１２Ａの破断を検知する計器２２として、原子炉隔離時冷却系ＲＣＩＣ側を高圧側、低圧注水系側を低圧側として構成される差圧計を用いることで、給水配管１２Ｂが破断した場合には、ダウンスケールにより望まない低圧注水系の注水ルートLPFL(A)の切替を防止できる。
【００５５】
図６は、給水配管１２Ａの破断を検知する計器２２（差圧計）の具体的な計測器設置位置を示した図である。この場合の計測器設置位置は、原子炉格納容器３内の両給水配管１２Ａ、１２Ｂの立ち上がり部３３よりも原子炉格納容器３側に設定することで、静水頭の観点から大きな差圧が得られる。
【００５６】
図７は、図６の構成において給水配管１２Ａの破断Ｆが生じたことを示す図である。この図７において、計器２２（差圧計）の圧力計測点の圧力がＰＡ、ＰＢであり、炉心内圧力がＰ０である。この場合には、区分１Ａの注水ルート切替の設定差圧は、通常時の両給水配管１２Ａ、１２Ｂ間の差圧ΔＰ１より大きく、かつ給水配管１２Ａのうち原子炉圧力容器２付近かつ給水配管１２Ａの立ち上がり部３３Ａよりも原子炉圧力容器２側で配管破断Ｆが発生した場合の両給水配管１２Ａ、１２Ｂ間の差圧ΔＰ２よりも小さい値に設定する。これにより、通常時の注水ルートの望まない切替を防止するとともに、本発明における想定事象において、給水配管１２Ａ上の大半の位置における破断想定時にも差圧検知ひいては注水ルートの切替ができる。
【００５７】
また図６、図７の構成において、両給水配管１２Ａ、１２Ｂのいずれの破断においても、破断発生直後に衝撃波が発生する場合がある。この場合、本衝撃波の影響により、両給水配管１２Ａ、１２Ｂ間の差圧の正確な測定が困難になる。本事象に対し、破断検知装置２９に破断後、例えば数十秒後から動作するようにタイマーを設置することで、不正確な差圧計測による注水ルートの望まない切替を防止する事ができる。
【００５８】
さらに図６、図７の構成において、計測の信頼度向上には計測器などの多重化が有効であり、この場合の位置構成例を図８に示す。図８では差圧計測器２２を４台（２２ａ、２２ｂ、２２ｃ、２２ｄ）設置し、破断検知装置２９では４台の差圧計の信号に２  ｏｕｔ  ｏｆ  ４理論を採用することで、差圧計による誤計測の防止確率を向上できる。
【符号の説明】
【００５９】
１：非常用炉心冷却系
２：原子炉圧力容器
３：原子炉格納容器
４：炉心
５：低圧注水系ポンプ
６：高圧炉心注水系ポンプ
７：原子炉隔離時冷却系ポンプ
８Ａ、８Ｂ、８Ｃ：非常用ディーゼル発電機
９：原子炉隔離時冷却系ポンプ駆動用蒸気タービン
１１：圧力抑制プール
１２Ａ、１２Ｂ：給水配管
ＬＰＦＬ（Ａ）、ＬＰＦＬ（Ｂ）、ＬＰＦＬ（Ｃ）：低圧注水系
ＨＰＣＦ（Ｂ）、ＨＰＣＦ（Ｃ）：高圧注水系
ＲＣＩＣ：原子炉隔離時冷却系
１３、１４：低圧流水系注水配管
１５：復水貯蔵槽
１６、１７：高圧炉心注水系注水配管
１８：主蒸気配管
１９：圧力抑制室
２０：ドライウェル
２１：低圧注水系ＬＰＦＬ（Ａ）と原子炉隔離時冷却系間のタイライン
２２：破断検知用計器
２３：低圧注水系ＬＰＦＬ（Ａ）の注水ルート切替弁
２４：低圧注水系ＬＰＦＬ（Ａ）の給水配管１２Ａへの接続配管上の開閉弁
３３Ａ、３３Ｂ：給水配管立ち上がり部
２７：逃し安全弁
２９：破断検知装置
３１：低圧注水系ＬＰＦＬ（Ａ）の注水配管（給水配管）１２Ａへの接続配管
３２：原子炉隔離時冷却系ＲＣＩＣの注水配管（給水配管）１２Ｂへの接続配管
【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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