(57)【要約】【課題】ＡＢＷＲの非常用炉心冷却系において生じている最適設計の必要性に対応して、次世代ＢＷＲプラントに最適なコスト影響と配置影響を、さらに低減した最適な非常用炉心冷却系を提供する。【解決手段】  動的非常用炉心冷却系の安全区分を２区分で構成し、前記各安全区分が、高圧炉心冷却系１系統と、残留熱除去系と共用される低圧炉心冷却系１系統とを、それぞれ有することを特徴とする非常用炉心冷却系を提供する。【選択図】  図１
2005201742.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
動的非常用炉心冷却系の安全区分を２区分で構成し、前記各安全区分が、高圧炉心冷却系１系統と、残留熱除去系と共用される低圧炉心冷却系１系統とを、それぞれ有することを特徴とする非常用炉心冷却系。
【請求項２】
前記安全区分に給電する非常用電源として、各安全区分毎に非常用ディーゼル発電機を備えたことを特徴とする請求項１記載の非常用炉心冷却系。
【請求項３】
前記安全区分に給電する非常用電源として、第１の安全区分に非常用ディーゼル発電機を備え、第２の安全区分に非常用ガスタービン発電機を備えたことを特徴とする請求項１記載の非常用炉心冷却系。
【請求項４】
前記安全区分に給電する非常用電源として、各安全区分毎に非常用ガスタービン発電機を備えたことを特徴とする請求項１記載の非常用炉心冷却系。
【請求項５】
第３の安全区分に静的冷却系を備えたことを特徴とする請求項１から３までのいずれかに記載の非常用炉心冷却系。
【請求項６】
第３の安全区分に設置される静的冷却系は、静的格納容器冷却系とアイソレーション・コンデンサであることを特徴とする請求項５記載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、沸騰水型原子力発電設備（ＢＷＲ）の非常用炉心冷却系に関するものである。
【背景技術】
【０００２】
従来、沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）の中で最新のものとして、新型改良型ＢＷＲ（ＡＢＷＲ）が知られている。このＡＢＷＲの非常用炉心冷却系は、３区分として構成されており、それ以前の２区分構成しか持たない非常用炉心冷却系に比して、大幅に安全性を強化することに成功したものである。
【０００３】
以下、このＡＢＷＲの非常用炉心冷却系について、図６および図７を参照して、その概要を説明する。
【０００４】
図６は、従来のＡＢＷＲで採用されている３区分からなる非常用炉心冷却系のフロントラインを示す説明図である。図６において、非常用炉心冷却系は、各安全区分に低圧炉心冷却系（ＬＰＦＬ）１、残留熱除去系（ＲＨＲ）２、原子炉補機冷却系（ＲＣＷ）３（図６では図示省略。）、原子炉補機海水冷却系（ＲＳＷ）４（同図示省略。）、および非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）５を備えている。
【０００５】
さらに、第３の安全区分には原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）７を、また第１、第２の安全区分には高圧炉心冠水系（ＨＰＣＦ）８を、それぞれ設置している。ここで便宜的に、非常用炉心冷却系のうち、図６に示した範囲の系統機器をフロントラインと呼ぶことにする。また、ここで安全区分とは、原子力発電所内で安全上想定される万一の火災や溢水に対して物理的な分離壁により区画され、他の区画内で発生した事象の影響が及ばないように設計された安全設計上の空間領域を意味する。
【０００６】
次に、図７により、原子炉および原子炉一次格納容器内の熱がどのように冷却されるかを説明する。図７は、従来のＡＢＷＲの非常用炉心冷却系のサポートラインを示す説明図である。
【０００７】
図７において、原子炉補機冷却系（ＲＣＷ）３および原子炉補機海水冷却系（ＲＳＷ）４は３系統設けられている。各系統機器には同一符号を付している。１２はＲＨＲ熱交換器、１４はＲＣＷポンプ、１５はＲＳＷポンプを示している。また、２１は非常用ＨＶＡＣおよび非常用補機、２２はＩＡ，ＣＲＤポンプ等、２３は格納容器内機器（ＲＩＰ・ＤＷＣ）、２４は常用補機、２５はＲＣＷループ（循環配管）を示している。
【０００８】
この系統において、ＬＰＦＬ１とＲＨＲ２とはポンプを供用しており、原子炉内の炉水もしくは、原子炉一次格納容器内の圧力抑制プール水を循環してＲＨＲ熱交換器（ＲＨＲ Ｈｘ）１２に通水することにより、原子炉および原子炉一次格納容器を冷却する機能を有している。ＲＨＲ Ｈｘ１２に導かれた原子炉および原子炉一次格納容器内の熱は、ＲＣＷ３により冷却され、ＲＣＷ熱交換器（ＲＣＷ Ｈｘ）１３に導かれた熱は、さらに、ＲＳＷ４により海水に導かれる。
【０００９】
ＡＢＷＲではこのように、原子炉および原子炉一次格納容器を冷却する非常用炉心冷却系が３区分設置されているため、原子炉の冷却に失敗する事故の発生確率をそれまでの炉型よりも大幅に低減できるという利点があった。また、便宜的に、以下の説明では、ＲＣＷ３とＲＳＷ４を非常用炉心冷却系のサポートラインと呼ぶことにする。
【００１０】
しかし、このように構成されたＡＢＷＲの原子炉冷却系は、最もコスト配分の高いＲＣＷ３の配管が３ループ必要になることから、それ以前の原子炉冷却系に比べてコスト低減を図ることができなかった。
【００１１】
このような問題を解決する目的で原子炉冷却系を２ループ構成とし、図８に示すように、フロントラインは４区分構成とするセミ４区分構成の非常用炉心冷却系が提案された（特許文献１参照）。
【００１２】
これにより、ＡＢＷＲの完全３区分構成の非常用炉心冷却系に比べて経済性の向上、稼働率の向上、安全性の向上が一段と図られるに至った。
【特許文献１】特開２０００−２７５３８０号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００１３】
ところが、前記セミ４区分の非常用炉心冷却系では、フロントラインが４区分構成であるため、フロントラインの系統数が冗漫となる懸念があった。また、非常用電源も４基必要になり、コスト影響と配置影響をもたらしていた。
【００１４】
特に、次世代のＢＷＲプラントは安全性をさらに向上させるため、非常用炉心冷却系が全て機能喪失した場合であっても、なおかつ、原子炉一次格納容器の冷却と健全性が維持可能なように、動的な非常用炉心冷却系とは全く独立に静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）を設置する方針である。これにより、次世代ＢＷＲプラントの多重防護機能は極めて高いレベルに到達可能となった。
【００１５】
さらに、最近、二重格納機能と空冷冷却機能を持ち合わせた画期的な原子炉格納容器が発明され、次世代ＢＷＲプラントの安全性は極めて高いものとなった。すなわち、前記ＰＣＣＳの水源が枯渇した後も原子炉格納容器は外気によって自然に冷却が可能となった。この種の次世代の原子炉格納容器は動的機器や熱交換器を原子炉一次格納容器の下部の機器室に格納するコンパクトな構造を有している。しかし、従来の動的ＥＣＣＳの系統構成は機器数が多く、このようなコンパクトな格納容器内部に設置する場合に配置上の大きな課題があった。
【００１６】
このような状況に鑑みて、前記ＡＢＷＲおよびセミ４区分の非常用炉心冷却系においては、さらなる最適設計の必要性が生じてきた。次世代ＢＷＲプラントに最適なコスト影響と配置影響をさらに低減した最適な非常用炉心冷却系を提供することが喫緊の課題となっている。
【課題を解決するための手段】
【００１７】
前記の課題を解決するために、請求項１に係る発明では、動的非常用炉心冷却系の安全区分を２区分で構成し、前記各安全区分が、高圧炉心冷却系１系統と、残留熱除去系と共用される低圧炉心冷却系１系統とを、それぞれ有することを特徴とする非常用炉心冷却系を提供する。
【００１８】
請求項２に係る発明では、前記安全区分に給電する非常用電源として、各安全区分毎に非常用ディーゼル発電機を備えたことを特徴とする非常用炉心冷却系を提供する。
【００１９】
請求項３に係る発明では、前記安全区分に給電する非常用電源として、第１の安全区分に非常用ディーゼル発電機を備え、第２の安全区分に非常用ガスタービン発電機を備えたことを特徴とする非常用炉心冷却系を提供する。
【００２０】
請求項４に係る発明では、前記安全区分に給電する非常用電源として、各安全区分毎に非常用ガスタービン発電機を備えたことを特徴とする非常用炉心冷却系を提供する。
【００２１】
請求項５に係る発明では、第３の安全区分に静的冷却系を備えたことを特徴とする非常用炉心冷却系を提供する。
【００２２】
請求項６に係る発明では、第３の安全区分に設置される静的冷却系が、静的格納容器冷却系とアイソレーション・コンデンサであることを特徴とする非常用炉心冷却系を提供する。
【発明の効果】
【００２３】
本発明によれば、次世代のＢＷＲプラントに最適な静的安全系と動的ＥＣＣＳを合わせ持つハイブリッド安全系を最もシンプル、かつ、高信頼度で提供可能となる。すなわち、動的ＥＣＣＳのポンプ台数やＲＨＲ熱交換器の基数が大幅に削減され、配置設計への影響を最小化可能となる。次世代のＢＷＲプラントではコンパクトな二重格納容器構造等が提案されているが、本発明により、動的ＥＣＣＳを格納容器内に設置可能となる効果が得られる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００２４】
以下、本発明の実施の形態を図１〜図５に基づいて説明する。なお、図１〜図５において、従来例で使用した図６および図７と同一部分には同一符号を付し、重複する部分の説明は省略して要部のみ説明する。
【００２５】
まず、図１および図２により、本発明による非常用炉心冷却系の第１の実施形態を説明する。
【００２６】
本実施形態は、動的非常用炉心冷却系の安全区分を２区分で構成し、各安全区分が、高圧炉心冷却系１系統と、残留熱除去系と共用される低圧炉心冷却系１系統とを、それぞれ有する構成としたものである。
【００２７】
また、本実施形態では、安全区分に給電する非常用電源として、各安全区分毎に非常用ディーゼル発電機を備えた構成となっている。
【００２８】
図１は、本実施形態における高圧炉心冷却系、低圧炉心冷却系、残留熱除去系、および、非常用電源の構成を示す説明図であり、図２は、本実施形態における安全性能を示す説明図である。
【００２９】
図１に示すように、本実施形態においては、第１の安全区分には、高圧炉心冷却系としてＨＰＣＦ８が配置されるとともに、低圧炉心冷却系として、ＬＰＦＬ１およびＲＨＲ２が設置されている。また、第２の安全区分にも、同じく高圧炉心冷却系としてＨＰＣＦ８が配置され、低圧炉心冷却系としてＬＰＦＬ１およびＲＨＲ２が設置されている。
【００３０】
非常用電源としては、いずれの安全区分も非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）５が設置されている。なお、ＤＧ５の代わりに、非常用ガスタービン発電機（ＧＴＧ）が使用可能であることはいうまでもない。ＧＴＧを適用する場合には、冷却水系が存在せず、信頼性がより高くなる効果が得られる。
【００３１】
また、各安全区分に設置する非常用電源は１×１００％容量ではなく、２×５０％容量としてもよい。すなわち、小型のものを２基設置するなどしてもよい。なお、ＨＰＣＦ８は高圧ＥＣＣＳの一つの例示であり、他のすべての高圧ＥＣＣＳが使用可能であることは勿論である。また、同様に、ＬＰＦＬ１についても、他の全ての低圧ＥＣＣＳにより代替可能である。
【００３２】
以上の第１実施形態が、従来例と異なる点は、動的非常用炉心冷却系の安全区分を２区分のみとしたことにある。これにより、ＬＰＦＬ１およびＲＨＲ２は２系統のみとなり、非常用電源も２基のみとなる。従来設置されていたＲＣＩＣは存在しない。これらにより、従来のＡＢＷＲの動的非常用炉心冷却系に比べて、大幅な経済性向上と配置性の向上が可能となる効果が得られる。
【００３３】
ポンプ台数は合計４台と削減され、残留熱除去系の熱交換器は、２基に削減される。なお、従来のＢＷＲ／４と呼ばれるプラント型式の非常炉心冷却系も安全区分は２区分となっているが、大口径の外部再循環配管が設計基準事故となっており、本実施形態に示す系統構成では、安全基準を満足しない。そのため、ポンプ台数は全部で８ないし１０台と多くなっている。
【００３４】
本実施形態では、ＡＢＷＲ以降の外部再循環配管が存在しないＢＷＲプラントと組合わせることにより、安全基準を満足することができる。ＡＢＷＲでは内部再循環ポンプを採用しており、外部再循環配管が存在せず、大口径の配管破断事故そのものが排除されている。このため、冷却材喪失事故時に炉心露出が全く発生しないという極めて優れた安全性のレベルを達成している。
【００３５】
本実施形態では、設計基準事故時にはＬＰＦＬ１系統のみにより炉心冷却が実施される。しかし、ＡＢＷＲの原子炉圧力容器の長さを２ｍ程度長くし、内部保有水量を増量するという固有安全性の付与により、ＬＰＦＬ１系統のみの炉心注水で炉心の冠水維持が可能であることが確認されている。
【００３６】
この状態を示す設計基準冷却材喪失事故時の原子炉内水位変化の解析結果を図２にグラフとして示している。図２において、縦軸には設計基準冷却材喪失事故時におけるシュラウド内水位を示し、横軸には時間（秒）を示している。本実施形態によれば、図２に示すように、事故時における原子炉水位が早期に炉心有効燃料最上端より高くなり、炉心冠水維持が確実に図れることがわかる。
【００３７】
次に、本発明の第２実施形態について、図３を参照して説明する。本実施形態は、安全区分に給電する非常用電源として、各安全区分毎に非常用ガスタービン発電機（ＧＴＧ）を備えたものである。図３は、本実施形態における高圧炉心冷却系、低圧炉心冷却系、残留熱除去系、および、非常用電源の構成を示したものである。
【００３８】
図３に示すように、本実施形態においても、第１の安全区分には、高圧炉心冷却系としてＨＰＣＦ８が配置されるとともに、低圧炉心冷却系として、ＬＰＦＬ１およびＲＨＲ２が設置されている。また、第２の安全区分にも、同じく高圧炉心冷却系としてＨＰＣＦ８が配置され、低圧炉心冷却系としてＬＰＦＬ１およびＲＨＲ２が設置されている。
【００３９】
本実施形態では、第１の安全区分の非常用電源として、非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）５が設置されているが、第２の安全区分の非常用電源としては、ガスタービン発電機（ＧＴＧ）６が適用されている。他の構成については、前記第１実施形態と同様である。
【００４０】
このような第２実施形態においても、非常用電源の多様性を増すことによる、信頼性の向上の効果を得ることができる。なお、本実施形態の変形例として、安全区分に給電する非常用電源として、各安全区分毎に非常用ガスタービン発電機を備えたものとしてもよい。このような構成でも前記同様の効果が得られる。
【００４１】
次に、本発明の第３実施形態について、図４を参照して説明する。本実施形態は、第３の安全区分に静的冷却系を備えたものである。この第３の安全区分に設置される静的冷却系は、静的格納容器冷却系と、アイソレーション・コンデンサにより構成される。図４は、本実施形態における高圧炉心冷却系、低圧炉心冷却系、残留熱除去系、非常用電源、静的冷却系の構成を示したものである。
【００４２】
図４に示すように、本実施形態では、第３の安全区分に静的冷却系としてアイソレーション・コンデンサ（ＩＣ）８と、静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）１７とが設置されている。
【００４３】
本実施形態では、第１および第２の安全区分の非常用電源が多重故障し、さらにその時に同時に外部電源も喪失しているという、極めて発生確率の低い全交流電源喪失事象に対しても、アイソレーション・コンデンサ（ＩＣ）８を備えることにより、長時間（例えば３日程度）の間、プラントを安全な状態に維持可能な効果が得られる。
【００４４】
なお、本実施形態では、残留熱除去系（ＲＨＲ）２が２系統しかなく、従来のＡＢＷＲの３系統よりも格納容器冷却の信頼性が低減するが、ＰＣＣＳ１７の設置により、より高い信頼性を付与可能となる効果が得られる。
【００４５】
図５は、本発明の第４の実施形態における原子炉補機冷却系（ＲＣＷ３）および原子炉補機海水冷却系（ＲＳＷ）４の構成を示したものである。
【００４６】
図５において、１２はＲＨＲ熱交換器、１３はＲＣＷ熱交換器、１４はＲＣＷポンプ、１５はＲＳＷポンプを示している。また、２１は非常用ＨＶＡＣおよび非常用補機、２２はＩＡ，ＣＲＤポンプ等、２３は格納容器内機器（ＲＩＰ・ＤＷＣ）、２４は常用補機、２５はＲＣＷループ（循環配管）を示している。
【００４７】
本実施形態では、ＲＣＷ３の配管構成を、２ループとして構成している。ＲＣＷポンプ１４は各ループに２台づつ設置されている。ＲＳＷ４はＲＣＷ３の１ループに対して２ループ設置され、合計で４ループ設置されている。また、ＲＳＷポンプ１５は１ループに１台設置されている。
【００４８】
なお、ＲＣＷポンプ１４およびＲＳＷポンプ１５は、１ループ内の台数を更に増やしてもよい。従来のＡＢＷＲの場合にはＲＣＷ３の配管構成は３ループであった。また、系統容量は３ｘ５０％であった。これに対して本実施形態では、系統容量を２ｘ１００％容量としている。これに伴い、１ループあたりの容量は、従来の５０％から１００％に増大させる。
【００４９】
本実施形態では、各ループにポンプを２台づつ設置するので、ポンプ容量は４ｘ５０％構成となり、１台あたりは５０％に増大する（従来は、ポンプ１台あたりの容量は２５％であった。）。これにより、本実施形態では、動的機器はすべて４ｘ５０％構成となる。
【００５０】
このように構成された本実施形態では、必要とされる１００％容量に対して、動的機器はさらに２ｘ５０％の安全余裕を保持する。その結果、事故時に非常用炉心冷却系の動的機器の単一故障に加えて、さらに、もう一つの故障ないしは、待機除外を想定しても安全性が維持可能であるという優れた性能を保持可能となった。
【００５１】
これにより、プラント運転時の確率論的安全評価（ＰＳＡ）の結果は、従来のＡＢＷＲに比べて大幅に向上することが確認された。また、プラント運転中にＲＳＷ４及を待機除外として、保守点検が可能となるため、保守をプラント停止中に行う必要が無くなる。これにより、プラント停止中に原子炉を冷却する系統が全て待機状態とできるため、プラント停止時のＰＳＡの評価結果も大幅に向上することが確認された。
【００５２】
このように、本実施形態にあっては、ポンプ等の動的機器の容量を１台あたりで、従来の２倍にすることにより、系統全体の信頼性および安全性を従来の設計に対して大幅に向上させることができる。
【００５３】
なお、このように動的機器の容量を増大させても、ＲＣＷ３のループ数を従来の３ループから２ループに低減させたことによって大幅なコスト削減が可能であり、全体としては、むしろ経済性が向上する。これは、原子力プラントでは、極めて高品質な、また耐震設計の厳しい配管設計を実施しているため、非常用炉心冷却系のコスト全体の中でＲＣＷ３の配管コストがかなり大きな割合を占めていることとによっている。
【００５４】
さらに、本実施形態では、定検工程に効いているＲＳＷ４のオンラインメンテナンスが可能となり、定検自体の短縮に寄与している。従来４５日程度のプラント停止が必要であったが、これを３０日以内に低減できる可能性が得られた。これにより、プラント稼働率が向上でき、プラントの運転経済性が向上する。即ち、本実施形態では、プラントの安全性の大幅な向上と経済性の向上が同時に達成されるという効果が得られる。
【００５５】
なお、本実施形態では、ＲＣＷポンプ１４の台数を１ループあたり、２台の例を説明したが、さらに、４台、６台、などとして、系統の信頼性を向上させることは当然に可能である。同様にＲＳＷ４のループ数およびＲＳＷポンプ１５の数を更に増やして系統の信頼性を向上させることも可能である。
【図面の簡単な説明】
【００５６】
【図１】本発明に係る非常用炉心冷却系の第１実施形態のフロントラインを示す説明図。
【図２】本発明に係る非常用炉心冷却系の第１実施形態の安全性能を示す説明図。
【図３】本発明に係る非常用炉心冷却系の第２実施形態のフロントラインを示す説明図。
【図４】本発明に係る非常用炉心冷却系の第３実施形態のフロントラインを示す説明図。
【図５】本発明に係る非常用炉心冷却系の第３実施形態のサポートトラインを示す説明図。
【図６】従来のＡＢＷＲで採用されている非常用炉心冷却系のフロントラインを示す説明図。
【図７】従来のＡＢＷＲの非常用炉心冷却系のサポートラインを示す説明図。
【図８】従来のセミ４区分の非常用炉心冷却系のフロントラインを示す説明図。
【符号の説明】
【００５７】
１  低圧炉心冷却系（ＬＰＦＬ）
２  残留熱除去系（ＲＨＲ）
３  原子炉補機冷却系（ＲＣＷ）
４  原子炉補機海水冷却系（ＲＳＷ）
５  非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）
６  非常用ガスタービン発電機（ＧＴＧ）
７  原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）
８  高圧炉心冠水系（ＨＰＣＦ）
９  原子炉
１０  原子炉格納容器
１１  圧力抑制プール水
１２  ＲＨＲ熱交換器（ＲＨＲ  Ｈｘ）
１３  ＲＣＷ熱交換器（ＲＣＷ  Ｈｘ）
１４  ＲＣＷポンプ
１５  ＲＳＷポンプ
１６  アイソレーション・コンデンサ（ＩＣ）
１７  静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）
２１  非常用ＨＶＡＣおよび非常用補機
２２  ＩＡ，ＣＲＤポンプ等
２３  格納容器内機器（ＲＩＰ・ＤＷＣ）
２４  常用補機
２５  ＲＣＷループ（循環配管）
【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】
2005201742.tif 000009
【図８】
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