(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
復水を原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールヘ注水して、当該原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールの水張りを行なう原子炉ウェル水張り装置において、
前記原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールの水張りに使用する復水を貯蔵しておく復水貯蔵槽と、
非常時に冷却水として復水またはサプレッションプール水を原子炉圧力容器内へ注水する非常用炉心冷却ポンプと、
前記非常用炉心冷却ポンプと原子炉圧力容器とを接続し冷却水を移送する非常用炉心冷却系注水配管と、
前記非常用炉心冷却水系注水配管と原子炉ウェルプールとを接続する原子炉ウェル注水隔離弁を有する原子炉ウェルプール注水配管とを備え、
前記復水貯蔵槽の復水を前記原子炉ウェルプールヘ注水することを特徴とする原子炉ウェル水張り装置。
【請求項２】
復水を原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールヘ注水して、当該原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールの水張りを行なう原子炉ウェル水張り装置において、
前記原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールの水張りに使用する復水を貯蔵しておく復水貯蔵槽と、
非常時に冷却水として復水またはサプレッションプール水を原子炉圧力容器内へ注水する非常用炉心冷却ポンプと、
前記非常用炉心冷却ポンプと原子炉圧力容器とを接続し冷却水を移送する非常用炉心冷却系注水配管と、
前記非常用炉心冷却系注水配管と前記機器仮置プールとを接続する機器仮置プール注水隔離弁を有する機器仮置プール注水配管とを備え、
前記復水貯蔵槽の復水を前記機器仮置プールヘ注水することを特徴とする原子炉ウェル水張り装置。
【請求項３】
復水を原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールヘ注水して、当該原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールの水張りを行なう原子炉ウェル水張り装置において、
前記原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールの水張りに使用する復水を貯蔵しておく復水貯蔵槽と、
非常時に冷却水として復水またはサプレッションプール水を原子炉圧力容器内へ注水する非常用炉心冷却ポンプと、
前記非常用炉心冷却ポンプと原子炉圧力容器とを接続し冷却水を移送する非常用炉心冷却系注水配管と、
燃料プール水を冷却・浄化し前記原子炉ウェルプールに戻す原子炉ウェル戻り配管と、
前記非常用炉心冷却系注水配管と前記原子炉ウェル戻り配管とを接続する原子炉ウェル注水隔離弁を有する燃料プール冷却浄化系接続配管とを備え、
前記復水貯蔵槽の復水を前記原子炉ウェルプールヘ注水することを特徴とする原子炉ウェル水張り装置。
【請求項４】
前記請求項１乃至請求項３のいずれか１項に記載の原子炉ウェル水張り装置において、
前記原子炉ウェル注水隔離弁、または機器仮置プール注水隔離弁を、遠隔操作可能な電動弁あるいは空気作動弁としたことを特徴とする原子炉ウェル水張り装置。
【請求項５】
前記請求項１乃至請求項４のいずれか１項に記載の原子炉ウェル水張り装置において、
前記原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールの水位を計測する原子炉ウェル水位計を備え、
前記原子炉ウェル水位計により計測される原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールの水位が水位設定値に達すると、前記原子炉ウェル注水隔離弁または機器仮置プール注水隔離弁を閉して、原子炉ウェル水張り運転を自動停止させることを特徴とする原子炉ウェル水張り装置。
【請求項６】
前記請求項１または請求項２に記載の原子炉ウェル水張り装置において、
前記原子炉ウェルプール注水配管の放水部、または機器仮置プール注水配管の放水部に、水跳ねを防止するための水跳ね防止手段を備えたことを特徴とする原子炉ウェル水張り装置。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、復水貯蔵槽の復水を原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールヘ注水して、原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールの水張りを行なう原子炉ウェル水張り装置に係り、特に非常用炉心冷却装置と燃料プール冷却浄化装置の使用により、原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールの水張り時間を大幅に短縮できるようにした原子炉ウェル水張り装置に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】
一般に、原子力プラントは、約１年に１回の割合で定期検査および燃料の交換を実施するために、原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールヘ水張りを行なう原子炉ウェル水張り装置を備えている。
【０００３】
また、一般に、原子力プラントは、原子炉の冷却材喪失時に原子炉圧力容器内へ冷却水を注水する非常用炉心冷却装置を備えている。
さらに、一般に、原子力プラントは、使用済み燃料を貯蔵しておく燃料プールを冷却・浄化する燃料プール冷却浄化装置を備えている。
【０００４】
図８は、この種の非常用炉心冷却装置、原子炉ウェル水張り装置、燃料プール冷却浄化装置を備えた従来の系統構成例を示すブロック図である。
図８において、非常用炉心冷却装置は、復水を貯蔵しておく復水貯蔵槽１と、サプレッションプール水を貯蔵しておくサプレッションプール２と、非常時に原子炉圧力容器７内へ冷却水として復水またはサプレッションプール水を注水する非常用炉心冷却ポンプ３と、非常用炉心冷却ポンプ３より原子炉圧力容器７へ冷却水を移送する原子炉注入隔離弁５およびスプレイヘッダ６を有する非常用炉心冷却系注水配管４とから構成している。
【０００５】
ここで、原子炉圧力容器７内へ注水する冷却水は、第一冷却水源として復水、第二冷却水源としてサプレッションプール水を利用している。
また、冷却水は、復水貯蔵槽１またはサプレッションプール２より、非常用炉心冷却ポンプ３によって非常用炉心冷却系注水配管４を経由し、原子炉注入隔離弁５およびスプレイヘッダ６を介して原子炉圧力容器７へ注水される。
【０００６】
なお、非常用炉心冷却装置は、通常プラント運転時には待機状態であるが、定期検査等によるプラント運転停止時には不待機状態で良いため、他装置への利用が可能である。
【０００７】
一方、原子炉ウェル水張り装置は、水源を確保する復水貯蔵槽１と、復水を注水する復水補給ポンプ２７と、復水補給ポンプ２７により機器仮置プール８へ移送するウェル水張りライン２８と、機器仮置プール８と水張り装置とを隔離する水張りライン止め弁２９とから構成している。
【０００８】
ここで、原子炉ウェルの水張りには、復水を利用している。
また、復水は、貯蔵している復水貯蔵槽１より、復水補給ポンプ２７によってウェル水張りライン２８を経由し、機器仮置プール８へ注水される。
【０００９】
一方、原子炉ウェルの水張りには、プラント停止時に原子炉圧力容器７内の残留熱および崩壊熱を除去する残留熱除去系の残留熱除去系洗浄配管３２を利用して、実施する場合もある。
【００１０】
ここで、残留熱除去系洗浄配管３２を利用した水張りは、復水を洗浄ライン止め弁３１を有する残留熱除去系洗浄配管３２と、原子炉圧力容器７へ注水する原子炉注入隔離弁３３を有する残留熱除去系注水配管３０とから構成している。
【００１１】
ここで、水張りには、配管洗浄に使用する復水を利用する。
また、復水は、残留熱除去系洗浄配管３２を通り、残留熱除去系注水配管３０を経由し、原子炉圧力容器７内に注水される。
【００１２】
一方、燃料プール冷却浄化装置は、スキマサージタンク３４と、燃料プール冷却浄化ポンプ３５と、冷却・浄化設備３６と、燃料プール止め弁１４を有する燃料プール戻り配管１３と、原子炉ウェルプール止め弁１２を有する原子炉ウェル戻り配管１１とから構成している。
【００１３】
ここで、燃料プールの冷却・浄化は、プール水を燃料プール１０からスキマサージタンク３４へ移送し、燃料プール冷却浄化ポンプ３５により冷却・浄化設備３６を経由し、冷却・浄化した後に燃料プール戻り配管１３より燃料プール１０へ戻して実施している。
また、燃料交換時等に冷却・浄化したプール水は、原子炉ウェル戻り配管１１により原子炉ウェルプール９へ戻すことができるようになっている。
【００１４】
【発明が解決しようとする課題】
ところで、最近の原子力プラントは、その稼働率向上のために、定期検査時間の短縮について重視される傾向にある。このためには、原子炉ウェル水張り時間を短縮する必要がある。
【００１５】
これに対し、上述した従来の原子炉ウェル水張り装置では、復水補給ポンプ２７容量および配管口径が小さいことから、水張り時の流量が制限されて、水張り時間が長くかかるという問題がある。
【００１６】
一方、水張り時間短縮のために、非常用炉心冷却ポンプ３を原子炉ウェル水張りに利用する場合、従来の非常用炉心冷却装置で直接原子炉圧力容器７内へ注水する方法が挙げられる。
【００１７】
しかしながら、この場合には、スパージャによる大流量注水を実施することによって炉水が濁るため、炉内作業のためには水が澄むまで待つ必要がある。
また、原子炉ウェルの汚染増加が、原子炉ウェル側から水張りした場合よりも大きくなる。これにより、非常用炉心冷却装置で直接原子炉圧力容器７内へ注水する水張りは、定検短縮に寄与しないばかりでなく、機器の汚染防止の観点からも実施することができない。
本発明の目的は、原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールの水張り時間を大幅に短縮することが可能な原子炉ウェル水張り装置を提供することにある。
【００１８】
【課題を解決するための手段】
上記の目的を達成するために、復水を原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールヘ注水して、当該原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールの水張りを行なう原子炉ウェル水張り装置において、
請求項１の発明では、原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールの水張りに使用する復水を貯蔵しておく復水貯蔵槽と、非常時に冷却水として復水またはサプレッションプール水を原子炉圧力容器内へ注水する非常用炉心冷却ポンプと、非常用炉心冷却ポンプと原子炉圧力容器とを接続し冷却水を移送する非常用炉心冷却系注水配管と、非常用炉心冷却水系注水配管と原子炉ウェルプールとを接続する原子炉ウェル注水隔離弁を有する原子炉ウェルプール注水配管とを備え、復水貯蔵槽の復水を原子炉ウェルプールヘ注水するようにしている。
【００１９】
従って、請求項１の発明の原子炉ウェル水張り装置においては、非常用炉心冷却装置を使用し、復水を復水貯蔵槽より移送流量の大きい非常用炉心冷却ポンプと非常用炉心冷却系注水配管を介し、非常用炉心冷却系注水配管の途中で分岐して原子炉ウェルプールヘ接続する原子炉ウェルプール注水配管を経由し、原子炉ウェルプールヘ注水することにより、従来装置の注水流量よりも格段に大きな流量を得られるため、原子炉ウェルプールの水張り時間を大幅に短縮することができる。
【００２０】
なお、水張り使用時以外の時には、原子炉ウェルプール注水配管に設けた原子炉ウェル注水隔離弁により、非常用炉心冷却装置から原子炉ウェルプールを隔離しておく。
【００２１】
また、請求項２の発明では、原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールの水張りに使用する復水を貯蔵しておく復水貯蔵槽と、非常時に冷却水として復水またはサプレッションプール水を原子炉圧力容器内へ注水する非常用炉心冷却ポンプと、非常用炉心冷却ポンプと原子炉圧力容器とを接続し冷却水を移送する非常用炉心冷却系注水配管と、非常用炉心冷却系注水配管と機器仮置プールとを接続する機器仮置プール注水隔離弁を有する機器仮置プール注水配管とを備え、復水貯蔵槽の復水を機器仮置プールヘ注水するようにしている。
【００２２】
従って、請求項２の発明の原子炉ウェル水張り装置においては、非常用炉心冷却装置を使用し、復水を復水貯蔵槽より移送流量の大きい非常用炉心冷却ポンプと非常用炉心冷却系注水配管を介し、非常用炉心冷却系注水配管の途中で分岐して機器仮置プールヘ接続する機器仮置プール注水配管を経由し、機器仮置プールヘ注水することにより、従来装置の注水流量よりも格段に大きな流量を得られるため、機器仮置プールの水張り時間を大幅に短縮することができる。
【００２３】
なお、水張り使用時以外の時には、機器仮置プール注水配管に設けた機器仮置プール注水隔離弁により、非常用炉心冷却装置から機器仮置プールを隔離しておく。
【００２４】
さらに、請求項３の発明では、原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールの水張りに使用する復水を貯蔵しておく復水貯蔵槽と、非常時に冷却水として復水またはサプレッションプール水を原子炉圧力容器内へ注水する非常用炉心冷却ポンプと、非常用炉心冷却ポンプと原子炉圧力容器とを接続し冷却水を移送する非常用炉心冷却系注水配管と、燃料プール水を冷却・浄化し原子炉ウェルプールに戻す原子炉ウェル戻り配管と、非常用炉心冷却系注水配管と原子炉ウェル戻り配管とを接続する原子炉ウェル注水隔離弁を有する燃料プール冷却浄化系接続配管とを備え、復水貯蔵槽の復水を原子炉ウェルプールヘ注水するようにしている。
【００２５】
従って、請求項３の発明の原子炉ウェル水張り装置においては、非常用炉心冷却装置を使用し、復水を復水貯蔵槽より移送流量の大きい非常用炉心冷却ポンプと非常用炉心冷却系注水配管を介し、非常用炉心冷却系注水配管の途中で分岐して原子炉ウェル戻り配管へ接続する燃料プール冷却浄化系接続配管を経由し、原子炉ウェル戻り配管を経て原子炉ウェルプールヘ注水することにより、従来装置の注水流量よりも格段に大きな流量を得られるため、原子炉ウェルプールの水張り時間を大幅に短縮することができる。
【００２６】
なお、水張り使用時以外の時には、燃料プール冷却浄化系接続配管に設けた原子炉ウェル注水隔離弁により、非常用炉心冷却装置から原子炉ウェルプールを隔離しておく。
【００２７】
一方、請求項４の発明では、上記請求項１乃至請求項３のいずれか１項の発明の原子炉ウェル水張り装置において、原子炉ウェル注水隔離弁、または機器仮置プール注水隔離弁を、遠隔操作可能な電動弁あるいは空気作動弁としている。
【００２８】
従って、請求項４の発明の原子炉ウェル水張り装置においては、原子炉ウェル注水隔離弁、または機器仮置プール注水隔離弁を遠隔操作可能とすることにより、原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールの水張り時の弁の開閉操作を容易にすることができる。
【００２９】
また、請求項５の発明では、上記請求項１乃至請求項４のいずれか１項の発明の原子炉ウェル水張り装置において、原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールの水位を計測する原子炉ウェル水位計を備え、原子炉ウェル水位計により計測される原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールの水位が水位設定値に達すると、原子炉ウェル注水隔離弁または機器仮置プール注水隔離弁を閉して、原子炉ウェル水張り運転を自動停止させるようにしている。
【００３０】
従って、請求項５の発明の原子炉ウェル水張り装置においては、原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールの水位が水位設定値に達した場合に、原子炉ウェル注水隔離弁または機器仮置プール注水隔離弁を閉して、原子炉ウェル水張り運転を自動停止させることにより、原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールのプール水が過剰な水張りによりオーバーフローするのを防止することができる。
【００３１】
さらに、請求項６の発明では、上記請求項１または請求項２の発明の原子炉ウェル水張り装置において、原子炉ウェルプール注水配管の放水部、または機器仮置プール注水配管の放水部に、水跳ねを防止するための水跳ね防止手段を備えている。
【００３２】
従って、請求項６の発明の原子炉ウェル水張り装置においては、原子炉ウェルプール注水配管の放水部、または機器仮置プール注水配管の放水部に、水跳ね防止手段を備えることにより、非常用炉心冷却ポンプを使用した大流量水張りによる水跳ねを防止して、他定検作業および周辺機器に水跳ねによる悪影響を与えないようにすることができる。
【００３３】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の実施の形態について図面を参照して詳細に説明する。
（第１の実施の形態）
図１は、本実施の形態による非常用炉心冷却装置を利用した原子炉ウェル水張り装置の系統構成例を示すブロック図であり、図８と同一要素には同一符号を付して示している。
【００３４】
図１において、原子炉ウェル水張り装置は、復水を貯蔵しておく復水貯蔵槽１と、サプレッションプール水を貯蔵しておくサプレッションプール２と、非常時に原子炉圧力容器７内へ冷却水として復水またはサプレッションプール水を注水する非常用炉心冷却ポンプ３と、非常用炉心冷却ポンプ３より原子炉圧力容器７内へ復水またはサプレッションプール水を移送する非常用炉心冷却系注水配管４と、非常用炉心冷却系注水配管４と原子炉ウェルプール９とを接続する原子炉ウェル注水隔離弁１５を有する原子炉ウェルプール注水配管１６とから構成している。
【００３５】
次に、以上のように構成した本実施の形態の原子炉ウェル水張り装置の作用について説明する。
図１において、復水を復水貯蔵槽１より非常用炉心冷却ポンプ３によって非常用炉心冷却系注水配管４へ移送し、原子炉ウェル注水隔離弁１５を有する原子炉ウェルプール注水配管１６を経由し、原子炉ウェルプール９へ注水を行なうことができる。
【００３６】
なお、原子炉ウェル注水時には、原子炉注入隔離弁５は閉とし、原子炉圧力容器７内へ注水しないものとする。
この場合、非常用炉心冷却ポンプ３による注水流量（約１１００〜１５００ｍ３／ｈ）が、従来装置の注水流量（約１００〜３５０ｍ３／ｈ）よりも格段に大きいことから、非常用炉心冷却ポンプ３を単独または従来装置との併用により大きな注水流量を得られ、原子炉ウェルプール９の水張り時間を大幅に短縮することができる。
【００３７】
一方、サプレッションプール水を水張りに使用する場合、本実施の形態では、サプレッションプール水をサプレッションプール２から非常用炉心冷却ポンプ３によって非常用炉心冷却系注水配管４へ移送し、原子炉ウェル注水隔離弁１５を有する原子炉ウェルプール注水配管１６を経由し、原子炉ウェルプール９へ注水を行なうことができる。
【００３８】
なお、原子炉ウェル注水時には、原子炉注入隔離弁５は閉とする。
この場合、非常用炉心冷却ポンプ３による原子炉ウェル水張り時間を大幅に短縮することができる以外に、水張り水源としてサプレッションプール水を使用することができる。
【００３９】
上述したように、本実施の形態の原子炉ウェル水張り装置では、非常用炉心冷却装置を使用し、復水を復水貯蔵槽１より移送流量の大きい非常用炉心冷却ポンプ３と非常用炉心冷却系注水配管４を介し、非常用炉心冷却系注水配管４の途中で分岐して原子炉ウェルプール９ヘ接続する原子炉ウェルプール注水配管１６を経由し、原子炉ウェルプール９ヘ注水するようにしているので、従来装置の注水流量よりも格段に大きな流量を得られるため、原子炉ウェルプール９の水張り時間を大幅に短縮することが可能となる。
【００４０】
（第２の実施の形態）
図２は、本実施の形態による非常用炉心冷却装置を利用した原子炉ウェル水張り装置の系統構成例を示すブロック図であり、図８と同一要素には同一符号を付して示している。
【００４１】
図２において、原子炉ウェル水張り装置は、復水を貯蔵しておく復水貯蔵槽１と、サプレッションプール水を貯蔵しておくサプレッションプール２と、非常時に原子炉圧力容器７内へ冷却水として復水またはサプレッションプール水を注水する非常用炉心冷却ポンプ３と、非常用炉心冷却ポンプ３より原子炉圧力容器７内へ復水またはサプレッションプール水を移送する非常用炉心冷却系注水配管４と、非常用炉心冷却系注水配管４と機器仮置プール８とを接続する機器仮置プール注水隔離弁１７を有する機器仮置プール注水配管１８とから構成している。
【００４２】
次に、以上のように構成した本実施の形態の原子炉ウェル水張り装置の作用について説明する。
図２において、復水を復水貯蔵槽１より非常用炉心冷却ポンプ３によって非常用炉心冷却系注水配管４へ移送し、機器仮置プール注水隔離弁１７を有する機器仮置プール注水配管１８を経由し、機器仮置プール８へ注水を行なうことができる。
【００４３】
なお、原子炉ウェル注水時には、原子炉注入隔離弁５は閉とし、原子炉圧力容器７内へ注水しないものとする。
この場合、非常用炉心冷却ポンプ３による注水流量（約１１００〜１５００ｍ３／ｈ）が、従来装置の注水流量（約１００〜３５０ｍ３／ｈ）よりも格段に大きいことから、非常用炉心冷却ポンプ３を単独または従来設備との併用により大きな注水流量を得られ、機器仮置プール８の水張り時間を大幅に短縮することができる。
【００４４】
一方、サプレッションプール水を水張りに使用する場合、本実施の形態では、サプレッションプール水をサプレッションプール２から非常用炉心冷却ポンプ３によって非常用炉心冷却系注水配管４へ移送し、機器仮置プール注水隔離弁１７を有する機器仮置プール注水配管１８を経由し、機器仮置プール８へ注水を行なうことができる。
【００４５】
なお、原子炉ウェル注水時には、原子炉注入隔離弁５は閉とする。
この場合、非常用炉心冷却ポンプ３による原子炉ウェル水張り時間を大幅に短縮することができる以外に、水張り水源としてサプレッションプール水を使用することができる。
【００４６】
上述したように、本実施の形態の原子炉ウェル水張り装置では、非常用炉心冷却装置を使用し、復水を復水貯蔵槽１より移送流量の大きい非常用炉心冷却ポンプ３と非常用炉心冷却系注水配管４を介し、非常用炉心冷却系注水配管４の途中で分岐して機器仮置プール８ヘ接続する機器仮置プール注水配管１８を経由し、機器仮置プール８ヘ注水するようにしているので、従来装置の注水流量よりも格段に大きな流量を得られるため、機器仮置プール８の水張り時間を大幅に短縮することが可能となる。
【００４７】
（第３の実施の形態）
図３は、本実施の形態による非常用炉心冷却装置を利用した原子炉ウェル水張り装置の系統構成例を示すブロック図であり、図８と同一要素には同一符号を付して示している。
【００４８】
図３において、原子炉ウェル水張り装置は、復水を貯蔵しておく復水貯蔵槽１と、サプレッションプール水を貯蔵しておくサプレッションプール２と、非常時に原子炉圧力容器７内へ冷却水として復水またはサプレッションプール水を注水する非常用炉心冷却ポンプ３と、非常用炉心冷却ポンプ３より原子炉圧力容器７内へ復水またはサプレッションプール水を移送する非常用炉心冷却系注水配管４と、燃料プール水を冷却・浄化し原子炉ウェルプール９へ戻す原子炉ウェル戻り配管１１と、非常用炉心冷却系注水配管４と原子炉ウェル戻り配管１１とを接続する原子炉ウェル注水隔離弁１５を有する燃料プール冷却浄化系接続配管１９とから構成している。
【００４９】
次に、以上のように構成した本実施の形態の原子炉ウェル水張り装置の作用について説明する。
図３において、復水を復水貯蔵槽１より非常用炉心冷却ポンプ３によって非常用炉心冷却系注水配管４へ移送し、原子炉ウェル注水隔離弁１５を有する燃料プール冷却浄化系接続配管１９を経由し、原子炉ウェル戻り配管１１を介し、原子炉ウェルプール９へ注水を行なうことができる。
【００５０】
なお、原子炉ウェル注水時には、原子炉注入隔離弁５は閉とし、原子炉圧力容器７内へ注水しないものとする。
この場合、非常用炉心冷却ポンプ３による注水流量（約１１００〜１５００ｍ３／ｈ）が、従来装置の注水流量（約１００〜３５０ｍ３／ｈ）よりも格段に大きいことから、非常用炉心冷却ポンプ３を単独および従来設備との併用により大きな注水流量が得られ、原子炉ウェルプール９の水張り時間を大幅に短縮することができる。
【００５１】
一方、サプレッションプール水を水張りに使用する場合、本実施の形態では、サプレッションプール水をサプレッションプール２から非常用炉心冷却ポンプ３によって非常用炉心冷却系注水配管４へ移送し、原子炉ウェル注水隔離弁１５を有する燃料プール冷却浄化系接続配管１９を経由し、原子炉ウェル戻り配管１１を介し、原子炉ウェルプール９へ注水を行なうことができる。
【００５２】
なお、原子炉ウェル注水時には、原子炉注入隔離弁５は閉とする。
この場合、非常用炉心冷却ポンプ３による原子炉ウェル水張り時間を大幅に短縮することができる以外に、水張り水源としてサプレッションプール水を使用することができる。
【００５３】
上述したように、本実施の形態の原子炉ウェル水張り装置では、非常用炉心冷却装置を使用し、復水を復水貯蔵槽１より移送流量の大きい非常用炉心冷却ポンプ３と非常用炉心冷却系注水配管４を介し、非常用炉心冷却系注水配管４の途中で分岐して原子炉ウェル戻り配管１１へ接続する燃料プール冷却浄化系接続配管１９を経由し、原子炉ウェル戻り配管１１を経て原子炉ウェルプール９ヘ注水するようにしているので、従来装置の注水流量よりも格段に大きな流量を得られるため、原子炉ウェルプール９の水張り時間を大幅に短縮することが可能となる。
【００５４】
（第４の実施の形態）
図４は、本実施の形態による原子炉ウェル注水隔離弁の一例を示す構成図であり、図１乃至図３と同一要素には同一符号を付して示している。
【００５５】
すなわち、本実施の形態では、前述した第１乃至第３の実施の形態における原子炉ウェル注水隔離弁１５、または機器仮置プール注水隔離弁１７を、遠隔操作可能な電動弁、あるいは遠隔操作可能な空気作動弁としている。
【００５６】
次に、以上のように構成した本実施の形態の原子炉ウェル注水隔離弁１５、または機器仮置プール注水隔離弁１７を備えた原子炉ウェル水張り装置においては、原子炉ウェル注水隔離弁１５、または機器仮置プール注水隔離弁１７を、遠隔操作可能な電動弁、あるいは遠隔操作可能な空気作動弁としていることにより、原子炉ウェルプール９および機器仮置プール８の水張り時の弁の開閉操作を容易にすることができる。
【００５７】
上述したように、本実施の形態の原子炉ウェル水張り装置では、原子炉ウェル注水隔離弁１５、または機器仮置プール注水隔離弁１７を、遠隔操作可能な電動弁、あるいは遠隔操作可能な空気作動弁としているので、原子炉ウェルプール９および機器仮置プール８の水張り時の弁の開閉操作を容易にすることが可能となる。
【００５８】
（第５の実施の形態）
図５は、本実施の形態による原子炉ウェル注水隔離弁の一例を示す構成図であり、図１乃至図４と同一要素には同一符号を付して示している。
【００５９】
すなわち、本実施の形態では、前述した第１乃至第４の実施の形態における原子炉ウェル水張り装置に、原子炉ウェルプール９および機器仮置プール８の水位を計測する原子炉ウェル水位計２０と、原子炉ウェル水位計２０により計測される原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールの水位が水位設定値になると信号を発生させる原子炉ウェルレベルスイッチ２１と、原子炉ウェルレベルスイッチ２１から発信された信号を原子炉ウェル注水隔離弁１５または機器仮置プール注水隔離弁１７に伝える隔離弁閉信号ライン２２と、原子炉ウェルレベルスイッチ２１から発信された信号を非常用炉心冷却ポンプ３に伝えるポンプ停止信号ライン２３とから構成している。
【００６０】
次に、以上のように構成した本実施の形態の原子炉ウェル水張り装置の作用について説明する。
図５において、原子炉ウェルプール９に設置した原子炉ウェル水位計２０でプール水位を電気水位信号に変換し、プール水位が原子炉ウェルレベルスイッチ２１で設定されているプール水位高信号レベルに到達すると、原子炉ウェルレベルスイッチ２１より隔離弁閉信号ライン２２を通して、閉信号が原子炉ウェル注水隔離弁１５または機器仮置プール注水隔離弁１７に伝送され、原子炉ウェル注水隔離弁１５または機器仮置プール注水隔離弁１７を自動的に閉する。
【００６１】
この場合、原子炉ウェル注水隔離弁１５、または機器仮置プール注水隔離弁１７を自動的に閉することにより、原子炉ウェルプール９および機器仮置プール８のプール水が、過剰な水張りによってオーバーフローするのを未然に防止することができる。
【００６２】
一方、原子炉ウェル水位計２０を機器仮置プール８へ設置して、電気水位信号が原子炉ウェルレベルスイッチ２１で設定されているプール水位高信号レベルに到達すると、原子炉ウェルレベルスイッチ２１より隔離弁閉信号ライン２２を通して、閉信号が原子炉ウェル注水隔離弁１５または機器仮置プール注水隔離弁１７に伝送され、原子炉ウェル注水隔離弁１５または機器仮置プール注水隔離弁１７を自動的に閉することもできる。
【００６３】
これにより、原子炉ウェルプール９および機器仮置プール８のプール水が、過剰な水張りによってオーバーフローするのを未然に防止することができる。
また、原子炉ウェル水位計２０で水位を電気水位信号に変換し、原子炉ウェルレベルスイッチ２１で設定されているプール水位高信号レベルに到達すると、原子炉ウェルレベルスイッチ２１よりポンプ停止信号ライン２３を通して、停止信号が非常用炉心冷却ポンプ３に伝送され、非常用炉心冷却ポンプ３を自動的に停止することもできる。
【００６４】
これにより、原子炉ウェルプール９および機器仮置プール８のプール水が、過剰な水張りによってオーバーフローするのを未然に防止することができる。
上述したように、本実施の形態の原子炉ウェル水張り装置では、原子炉ウェルプール９および機器仮置プール８の水位が水位設定値に達した場合に、原子炉ウェル注水隔離弁１５または機器仮置プール注水隔離弁１７を閉して、原子炉ウェル水張り運転を自動停止させるようにしているので、原子炉ウェルプール９および機器仮置プール８のプール水が過剰な水張りによりオーバーフローするのを防止することが可能となる。
【００６５】
（第６の実施の形態）
図６（ａ）および図６（ｂ）は、本実施の形態による水跳ね防止機器の一例をそれぞれ示す構成図であり、図１および図２と同一要素には同一符号を付して示している。
【００６６】
すなわち、本実施の形態では、前述した第１および第２の実施の形態における原子炉ウェル水張り装置に、図６（ａ）では、原子炉ウェルプール注水配管１６の放水端、または機器仮置プール注水配管１８の放水端に、水張り用スパージャ２４を備えた構成としている。
【００６７】
また、図６（ｂ）では、上記水張り用スパージャ２４に加えて、水張り用スパージャ２４を囲む水跳ね防止板２５を備えた構成としている。
次に、以上のように構成した本実施の形態の原子炉ウェル水張り装置の作用について説明する。
【００６８】
図６（ａ）および図６（ｂ）において、原子炉ウェルプール注水配管１６、または機器仮置プール注水配管１８より水張り用スパージャ２４を介して、原子炉ウェルプール９または機器仮置プール８の壁面へ注水することで、水張りを行なうことができる。
【００６９】
この場合、水張り用スパージャ２４を設置していることにより、水張り用スパージャ２４により注水を分散させてプール壁面に注水することで水跳ねを防止できるため、他定検作業および周辺機器への水跳ねによる悪影響を与えないようにすることができる。
【００７０】
また、水張り用スパージャ２４を囲む水跳ね防止板２５を設置していることにより、注水が高圧でプール壁面を介しても水跳ねが生じた場合に水跳ね防止板２５が水跳ねを防止するため、他定検作業および周辺機器への水跳ねによる悪影響を与えないようにすることができる。
【００７１】
上述したように、本実施の形態の原子炉ウェル水張り装置では、原子炉ウェルプール注水配管１６の放水端、または機器仮置プール注水配管１８の放水端に、水張り用スパージャ２４、さらに必要に応じて、水張り用スパージャ２４を囲む水跳ね防止板２５を、水跳ね防止手段として備えるようにしているので、非常用炉心冷却ポンプ３を使用した大流量水張りによる水跳ねを防止して、他定検作業および周辺機器に水跳ねによる悪影響を与えないようにすることが可能となる。
【００７２】
（第７の実施の形態）
図７は、本実施の形態による水跳ね防止機器の一例をそれぞれ示す構成図であり、図１および図２と同一要素には同一符号を付して示している。
【００７３】
すなわち、本実施の形態では、前述した第１および第２の実施の形態における原子炉ウェル水張り装置に、原子炉ウェルプール注水配管１６の放水端、または機器仮置プール注水配管１８の放水端に、水跳ね干渉箱２６を水跳ね防止手段として備えた構成としている。
【００７４】
次に、以上のように構成した本実施の形態の原子炉ウェル水張り装置の作用について説明する。
図７において、原子炉ウェルプール注水配管１６、または機器仮置プール注水配管１８より水跳ね干渉箱２６を介して、原子炉ウェルプール９または機器仮置プール８へ注水することで、水張りを行なうことができる。
【００７５】
この場合、水跳ね干渉箱２６を設置していることにより、注水による水跳ねを水跳ね干渉箱２６内で吸収することができるため、他定検作業および周辺機器への水跳ねによる悪影響を与えないようにすることができる。
【００７６】
上述したように、本実施の形態の原子炉ウェル水張り装置では、原子炉ウェルプール注水配管１６の放水端、または機器仮置プール注水配管１８の放水端に、水跳ね干渉箱２６を、水跳ね防止手段として備えるようにしているので、非常用炉心冷却ポンプ３を使用した大流量水張りによる水跳ねを防止して、他定検作業および周辺機器に水跳ねによる悪影響を与えないようにすることが可能となる。
【００７７】
【発明の効果】
以上説明したように、請求項１乃至請求項３の発明の原子炉ウェル水張り装置によれば、非常用炉心冷却ポンプを単独または従来装置と併用して注水するようにしているので、従来装置の注水流量よりも格段に大きな流量を得られるため、原子炉ウェルの水張り時間を大幅に短縮することが可能となる。
【００７８】
また、請求項４の発明の原子炉ウェル水張り装置によれば、原子炉ウェル注水隔離弁、または機器仮置プール注水隔離弁を遠隔操作可能とするようにしているので、原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールの水張り時の弁の開閉操作を容易にすることが可能となる。
【００７９】
さらに、請求項５の発明の原子炉ウェル水張り装置によれば、原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールの水位が水位設定値に達した場合に、原子炉ウェル注水隔離弁または機器仮置プール注水隔離弁を閉して、原子炉ウェル水張り運転を自動停止させるようにしているので、原子炉ウェルプールおよび機器仮置プールのプール水が過剰な水張りによりオーバーフローするのを防止することが可能となる。
【００８０】
さらにまた、請求項６の発明の原子炉ウェル水張り装置によれば、原子炉ウェルプール注水配管の放水部、または機器仮置プール注水配管の放水部に、水跳ね防止手段を備えるようにしているので、非常用炉心冷却ポンプを使用した大流量水張りによる水跳ねを防止して、他定検作業および周辺機器に水跳ねによる悪影響を与えないようにすることが可能となる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明による原子炉ウェル水張り装置の第１の実施の形態を示すブロック図。
【図２】本発明による原子炉ウェル水張り装置の第２の実施の形態を示すブロック図。
【図３】本発明による原子炉ウェル水張り装置の第３の実施の形態を示すブロック図。
【図４】本発明の第４の実施の形態による原子炉ウェル注水隔離弁の一例を示す構成図。
【図５】本発明による原子炉ウェル水張り装置の第５の実施の形態を示すブロック図。
【図６】本発明の第６の実施の形態による水跳ね防止手段の一例を示す構成図。
【図７】本発明の第７の実施の形態による水跳ね防止手段の一例を示す構成図。
【図８】非常用炉心冷却装置、原子炉ウェル水張り装置、燃料プール冷却浄化装置を備えた従来の系統構成例を示すブロック図。
【符号の説明】
１…復水貯蔵槽、
２…サプレッションプール、
３…非常用炉心冷却ポンプ、
４…非常用炉心冷却系注水配管、
５…原子炉注入隔離弁、
６…スプレイヘッダ、
７…一原子炉圧力容器、
８…機器仮置プール、
９…原子炉ウェルプール、
１０…燃料プール、
１１…原子炉ウェル戻り配管、
１２…原子炉ウェルプール止め弁、
１３…燃料プール戻り配管、
１４…燃料プール止め弁、
１５…原子炉ウェル注水隔離弁、
１６…原子炉ウェルプール注水配管、
１７…機器仮置プール注水隔離弁、
１８…機器仮置プール注水配管、
１９…燃料プール冷却浄化系接続配管、
２０…原子炉ウェル水位計、
２１…原子炉ウェルレベルスイッチ、
２２…隔離弁閉信号ライン、
２３…ポンプ停止信号ライン、
２４…水張り用スパージャ、
２５…水跳ね防止板、
２６…水跳ね干渉箱、
２７…復水補給ポンプ、
２８…ウェル水張りライン、
２９…水張りライン止め弁、
３０…残留熱除去系注水配管、
３１…洗浄ライン止め弁、
３２…残留熱除去系洗浄配管、
３３…原子炉注入隔離弁、
３４…スキマサージタンク、
３５…燃料プール冷却浄化ポンプ、
３６…冷却・浄化設備。
【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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