(57)【要約】【課題】原子炉建屋の地下階が水没しても原子炉隔離時冷却系の機能喪失を免れることができる高圧炉心注水システムを提供する。【解決手段】高圧炉心注水システム５０は、復水貯蔵タンク５６又はサプレッションプール５５に保持されている水を原子炉圧力容器５１の内部に圧送する第１圧送部１０と、機器貯蔵プール５７に保持されている水を原子炉圧力容器５１の内部に圧送する第２圧送部２０と、を備えている。【選択図】  図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
復水貯蔵タンク又はサプレッションプールに保持されている水を原子炉圧力容器の内部に圧送する第１圧送部と、
機器貯蔵プールに保持されている水を前記原子炉圧力容器の内部に圧送する第２圧送部と、を備えることを特徴とする高圧炉心注水システム。
【請求項２】
請求項１に記載の高圧炉心注水システムにおいて、
前記第１圧送部は、
前記復水貯蔵タンク又は前記サプレッションプール及び給水配管を連通する第１連通路と、高圧蒸気により駆動して前記第１連通路に前記水を圧送させる第１ポンプと、を有し、
前記第２圧送部は、
前記機器貯蔵プール及び給水配管を連通する第２連通路と、高圧蒸気により駆動して前記第２連通路に前記水を圧送させる第２ポンプと、を有する高圧炉心注水システム。
【請求項３】
請求項１または請求項２に記載の高圧炉心注水システムにおいて、
前記復水貯蔵タンクと前記第２連通路を接続する第３連通路を有し、前記第２圧送部は前記復水貯蔵タンクの水を前記給水配管へ圧送可能に構成された高圧炉心注水システム。
【請求項４】
請求項１から請求項３のいずれか１項に記載の高圧炉心注水システムにおいて、
前記機器貯蔵プールに保持されている水を前記第２圧送部で循環させて浄化する浄化部をさらに備えることを高圧炉心注水システム。
【請求項５】
請求項１から請求項４のいずれか１項に記載の高圧炉心注水システムにおいて、
前記第２圧送部の動作により消費された水を機器貯蔵プールに補充する補充部をさらに備えることを特徴とする高圧炉心注水システム。
【請求項６】
請求項２から請求項５のいずれか１項に記載の高圧炉心注水システムにおいて、
前記第２ポンプを電気的に駆動させる電動機をさらに備えることを特徴とする高圧炉心注水システム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉圧力容器の内部に水を圧送する高圧炉心注水システムに関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力プラントにおいて、全交流電源喪失（ＳＢＯ；Station Blackout）が発生した場合に作動する高圧炉心注水システムとして、原子炉蒸気により駆動する原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ；Reactor Core Isolation Cooling System）が設けられている。
この原子炉隔離時冷却系は、復水貯蔵タンクまたはサプレッションプールを水源とし、原子炉蒸気により駆動するタービン・ポンプにより昇圧された水が原子炉圧力容器に注水される。
【０００３】
また、原子炉建屋最上階には、定期検査時に蒸気乾燥器及び気水分離器を仮置きする場合にのみ水を保持させる機器貯蔵プール（ＤＳピット）が設けられている。
一方において、このＤＳピットに水を常時保持させることにより、非常用炉心冷却系の水源の多様性を図る技術が開示されている（例えば、特許文献１参照）。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００４】
【特許文献１】特開平８−２８５９８３号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
ところで、原子炉隔離時冷却系のタービン・ポンプは、サプレッションプールを水源にしているために、キャビテーション防止のために原子炉建屋の地下階に設置されている。
このために、津波による原子炉建屋内の浸水によりタービン・ポンプが水没すると、原子炉隔離時冷却系が機能喪失するリスクがある。
【０００６】
このように原子炉隔離時冷却系が機能喪失した場合は、原子炉圧力容器に高圧注水することが不可能になる。この場合、自動減圧系（ＡＤＳ；Automatic Depressurization System)で原子炉圧力容器を減圧し、復水補給水系（ＭＵＷＣ; Make Up Water Condensate)により注水する。
しかし、原子炉隔離時冷却系が機能喪失してから、代替電源を確保し、自動減圧系で原子炉圧力容器を減圧し復水補給水系が注水を開始するまでの時間は炉心への注水ができないため、原子炉隔離時冷却系の機能が維持されたほうが好ましいのは言うまでもない。
【０００７】
本発明はこのような事情を考慮してなされたもので、原子炉建屋の地下階が水没し既存の原子炉隔離時冷却系の機能喪失した場合にも、高圧注水機能喪失を免れることができる高圧炉心注水システムを提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【０００８】
高圧炉心注水システムにおいて、復水貯蔵タンク又はサプレッションプールに保持されている水を原子炉圧力容器の内部に圧送する第１圧送部と、機器貯蔵プールに保持されている水を原子炉圧力容器の内部に圧送する第２圧送部と、を備えることを特徴とする。
【発明の効果】
【０００９】
本発明により、原子炉建屋の地下階が水没し既存の原子炉隔離時冷却系の機能喪失した場合にも、高圧注水機能を維持し得る高圧炉心注水システムが提供される。
【図面の簡単な説明】
【００１０】
【図１】本発明に係る高圧炉心注水システムの第１実施形態を示すブロック図。
【図２】本発明に係る高圧炉心注水システムの第２実施形態を示すブロック図。
【図３】本発明に係る高圧炉心注水システムの第３実施形態を示すブロック図。
【発明を実施するための形態】
【００１１】
（第１実施形態）
以下、本発明の実施形態を添付図面に基づいて説明する。
図１に示すように第１実施形態の高圧炉心注水システム５０は、復水貯蔵タンク５６又はサプレッションプール５５に保持されている水を原子炉圧力容器５１の内部に圧送する第１圧送部１０と、機器貯蔵プール５７に保持されている水を原子炉圧力容器５１の内部に圧送する第２圧送部２０と、を備えている。
【００１２】
沸騰水型軽水炉では、原子炉圧力容器５１の内部に設けられる炉心（図示略）に装填された核燃料の核分裂に伴う発熱により、炉水が加熱されて蒸気を発生する。
そして、発生した蒸気は、原子炉圧力容器５１の内部に設けられている気水分離器（図示略）及び蒸気乾燥器（図示略）等を経て、複数の主蒸気配管５２によりタービン（図示略）に導かれる。
【００１３】
タービン（図示略）に導かれた蒸気の熱エネルギーは、回転運動エネルギーに変換されたのちに電気エネルギーに変換される。
そして、このタービン（図示略）で仕事をして膨張した蒸気は、復水器（図示略）で冷却され凝縮して復水する。この復水は、給水配管５３を経由して原子炉圧力容器５１に戻されて、再び炉水として加熱され、前記したプロセスを繰り返し、連続的な発電が行われる。
【００１４】
この原子炉圧力容器５１は、密閉構造の原子炉格納容器５４の内部に格納されている。
そして、事故により原子炉圧力容器５１の損傷や配管破断などの事態が生じても、漏洩した炉水や蒸気を原子炉格納容器５４に閉じ込めて、放射性物質の外部放出を防止する。
【００１５】
サプレッションプール５５は、原子炉格納容器５４の底部においてプール水を保持している。そして、原子炉事故が発生した場合、原子炉圧力容器５１の内部蒸気を、主蒸気配管５２に設けられた逃がし安全弁（図示略）を経由してプール水に導き冷却・凝縮し、原子炉格納容器５４の内部圧力の上昇を抑制する機能を果たす。
【００１６】
復水貯蔵タンク５６は、原子力プラントの運転に必要な水を、それぞれの要求に応じた量、水質に従って供給するものである。主な供給先および用途としては、グランド蒸気発生器への給水、復水器への補給、各種ポンプのシール水等が挙げられる。
【００１７】
機器貯蔵プール５７は、原子炉格納容器５４の上部に設けられ、定常運転時に原子炉圧力容器５１の内部に設けられている蒸気乾燥器及び気水分離器を、定期検査時に取り外して仮置きする場所である。従来において機器貯蔵プール５７は、定期検査時にのみ水を保持させていたが、各実施形態において機器貯蔵プール５７は、第２圧送部２０の水源として作用するために水を常時保持させることになる。
【００１８】
使用済燃料貯蔵プール５８は、原子炉格納容器５４の上部に設けられ、原子炉から排出される使用済み核燃料を、燃料集合体（図示略）を単位に、放射線及び崩壊熱が減衰するまで一定期間冷却するものである。そして、この使用済燃料貯蔵プール５８には、プール冷却浄化系が設けられ、崩壊熱により昇温されるプール水を冷却するとともに、このプール水を浄化する設備（ＦＰＣ：Fuel Pool Cooling and Filtering System）が設けられている。
【００１９】
第１圧送部１０は、復水貯蔵タンク５６又はサプレッションプール５５及び給水配管５３を連通する第１連通路１２と、高圧蒸気により駆動して第１連通路１２に水を圧送させる第１ポンプ１１と、を有している。
このように構成される第１圧送部１０は、全交流電源が喪失した場合であっても、復水貯蔵タンク５６又はサプレッションプール５５を水源として、原子炉圧力容器５１に高圧注水する。
【００２０】
第１ポンプ１１は、主蒸気配管５２から配管１３を経て供給される高圧蒸気により駆動し、第１連通路１２の内部の水を圧送させる。そして、この第１ポンプ１１で仕事をした蒸気は配管１４を経由してサプレッションプール５５に導かれ凝縮して水に戻る。
【００２１】
第１連通路１２は、弁１５，１６の切替動作により復水貯蔵タンク５６又はサプレッションプール５５の少なくとも一方を水源とし、給水配管５３に連通している。そして、第１ポンプ１１により圧送された水は、給水配管５３を経由して高圧になっている原子炉圧力容器５１の内部に注入される。
【００２２】
第２圧送部２０は、機器貯蔵プール５７及び給水配管５３を連通する第２連通路２２と、高圧蒸気により駆動して第２連通路２２に水を圧送させる第２ポンプ２１と、を有している。
このように構成される第２圧送部２０は、全交流電源が喪失した場合であっても、機器貯蔵プール５７を水源として、原子炉圧力容器５１に高圧注水する。
【００２３】
第２ポンプ２１は、主蒸気配管５２から配管２３を経て供給される高圧蒸気により駆動し、第２連通路２２の内部の水を圧送させる。そして、この第２ポンプ２１で仕事をした蒸気は配管２４を経由してサプレッションプール５５に導かれ凝縮して水に戻る。
なお、仕事をした蒸気は、この終端の接続先がサプレッションプール５５に導かれて凝縮すれば、配管１４などに接続するなど、経路は特に限定されない。
【００２４】
第２連通路２２は、弁２５の切替動作を伴って機器貯蔵プール５７を水源とし、給水配管５３に連通している。そして、第２ポンプ２１により圧送された水は、給水配管５３を経由して高圧に維持されている原子炉圧力容器５１の内部に注入される。
【００２５】
なお、各実施形態において第１連通路１２及び第２連通路２２の終端は、給水配管５３に接続されているが、この終端の接続先は、原子炉圧力容器５１の内部に連通するものであれば特に限定はない。
また第１ポンプ１１及び第２ポンプ２１のそれぞれは、電気的に駆動することができる電動機（図示略）をさらに設けた構成をとることもできる。これにより、交流電源が回復した場合に、速やかに電動機を利用した炉心注水が可能になる。
【００２６】
各実施形態において、既存の原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）（第１圧送部１０に相当）が、津波等による浸水等に伴い機能喪失したとする。
このような場合であっても、水源を機器貯蔵プール５７とした第２圧送部２０は、第１圧送部１０よりも高い位置に設置することができるため、浸水の影響により機能喪失することなく原子炉圧力容器５１への高圧注水を継続することができる。
このように、第２圧送部２０は、第１圧送部１０のバックアップとして作用するとともに、原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）の水源の多様化にも貢献する。
【００２７】
（第２実施形態）
図２に示すように第２実施形態の高圧炉心注水システム５０は、機器貯蔵プール５７に保持されている水を第２圧送部２０で循環させて浄化する浄化部３０をさらに備えている。
なお、図２において図１と共通の構成又は機能を有する部分は、同一符号で示し、重複する説明を省略する。
【００２８】
浄化部３０は、第２ポンプ２１よりも下流において第２連通路２２から分岐する分岐配管３２と、この分岐配管３２により供給された機器貯蔵プール５７の保持水を通過させて浄化するフィルタ３１と、この浄化水を機器貯蔵プール５７に戻す配管３３とから構成されている。
【００２９】
機器貯蔵プール５７には、通常運転から定期検査にわたり入れ替わることなく、水が常時保持されることになる。これために、機器貯蔵プール５７の保持水の汚染を抑制するために、適宜循環させて浄化する必要がある。
【００３０】
第２連通路の弁３５及び分岐配管の弁３４が共に閉状態であると、機器貯蔵プール５７の保持水に変化はない。そして、第２連通路の弁３５が閉状態、分岐配管の弁３４が開状態になると、機器貯蔵プール５７の保持水は、浄化部３０を循環して浄化されることになる。
さらに、第２連通路の弁３５が開状態、分岐配管の弁３４が閉状態になると、機器貯蔵プール５７の保持水は、原子炉圧力容器５１に高圧注入されることになる。
【００３１】
なお、浄化部３０は、使用済燃料貯蔵プール５８の冷却浄化系（ＦＰＣ）として既設のフィルタデミネ（Ｆ／Ｄ）を利用することができる他に、機器貯蔵プール５７の保持水の浄化専用に新設してもよい。
【００３２】
（第３実施形態）
図３に示すように第３実施形態の高圧炉心注水システム５０は、第２圧送部２０の動作により消費された水を機器貯蔵プール５７に補充する補充部４０をさらに備えている。
なお、図３において図１と共通の構成又は機能を有する部分は、同一符号で示し、重複する説明を省略する。
【００３３】
補充部４０は、機器貯蔵プール５７の保持水の水位を計測する水位計４１と、機器貯蔵プール５７に水を補充する補充配管４４と、機器貯蔵プール５７の計測水位が一定範囲になるように補充配管４４の開閉を行う弁４２とから構成されている。
なお、補充配管４４は、復水貯蔵タンク５６を水源とする復水補給水系（ＭＵＷＣ）の一部を適用することができるが、その他の水源４３に接続する場合もある。
【００３４】
このように補充部４０が設けられることにより、水源を枯渇させることなく連続的に長期にわたり、第２圧送部２０を機能させて水を原子炉圧力容器５１に高圧注入することができる。
【００３５】
以上述べた少なくともひとつの実施形態の高圧炉心注水システムによれば、原子炉建屋が浸水等して地下に配置されている原子炉隔離時冷却系の一部が機能喪失した場合であっても、バックアップ構成を有するために原子炉隔離時冷却系の機能を維持させることが可能となる。
【００３６】
本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更、組み合わせを行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。
【００３７】
例えば、復水貯蔵タンク５６と第２連通路２２を接続する第３連通路を別途に設け、第２圧送部２０は水源として復水貯蔵タンク５６と機器貯蔵プール５７とを併用できる構成としてもよい。この場合、復水貯蔵タンク５６と第２連通路２２とを接続する第３連通路の中途に設けた弁と弁２５との開閉で水源を切り替えられるようにする。
【符号の説明】
【００３８】
１０…第１圧送部、１１…第１ポンプ、１２…第１連通路、２０…第２圧送部、２１…第２ポンプ、２２…第２連通路、３０…浄化部、３１…フィルタ、３２…分岐配管、４０…補充部、４１…水位計、４４…補充配管、５０…高圧炉心注水システム、５１…原子炉圧力容器、５２…主蒸気配管、５３…給水配管、５４…原子炉格納容器、５５…サプレッションプール、５６…復水貯蔵タンク、５７…機器貯蔵プール、５８…使用済燃料貯蔵プール。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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