(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
静的格納容器冷却系を有する沸騰水型原子力発電プラントにおいて、前記静的格納容器冷却系に非常用炉心冷却系ポンプの吸込み配管を繋ぎ、前記静的格納容器冷却系を非常用炉心冷却系の初期水源として利用可能とし、圧力抑制プールの水位が所定の値を超える場合に前記非常用炉心冷却系ポンプの水源を前記静的格納容器冷却系プールから前記圧力抑制プールへ切り替える切替手段を有することを特徴とする沸騰水型原子力発電プラント。
【請求項２】
静的格納容器冷却系冷却水プールから燃料プール冷却浄化系ポンプまたは圧力抑制プール浄化系ポンプの吸込み配管を繋ぎ、静的格納容器冷却系冷却水プール水の水質浄化およびプラント定期検査中の燃料交換のための原子炉ウェルの水張り用水として利用できることを特徴とする請求項１記載の沸騰水型原子力発電プラント。
【請求項３】
静的格納容器冷却系冷却水プールへの水補給の後備系として、復水貯蔵槽または復水貯蔵タンクから、当該静的格納容器冷却系冷却水プールへの独立した駆動源の補給系を設けたことを特徴とする請求項１記載の沸騰水型原子力発電プラント。
【請求項４】
静的格納容器冷却系冷却水プールそのものを機器仮置きプールと共用化し、静的格納容器冷却系待機が必要とされるプラント通常運転中は機器仮置きプールを水張り状態で管理して、静的格納容器冷却系冷却水プールとしての機能を持つようにしたことを特徴とする請求項１記載の沸騰水型原子力発電プラント。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、沸騰水型原子力発電プラントに係り、特に静的格納容器冷却系冷却水プールを改良した沸騰水型原子力発電プラントに関する。
【０００２】
【従来の技術】
一般に、沸騰水型原子力発電プラントの静的格納容器冷却系冷却水プールの水源は、静的格納容器冷却系または原子炉隔離事象時の原子炉の冷却系アイソレーションコンデンサーの冷却に限られているため、設計事故またはそれを超えるような過酷事故時における使用に限定されている。
【０００３】
静的格納容器冷却系冷却水プールの中に貯蔵されている大量の水は通常は使用することも無く、原子炉建屋４０１の配置設計上大きなインパクトを与えているのでその合理化が望まれていた。
【０００４】
図４は沸騰水型原子力発電プラントの静的格納容器冷却系冷却水プールの従来例を示している。
【０００５】
この図４に示すように、原子炉建屋４０１内の中央位置に原子炉格納容器４０２が設けられ、その中に原子炉圧力容器４０３が収容されている。原子炉格納容器４０１上部には、燃料プール４０４、原子炉ウェル４０５、機器仮置きプール４０６、静的格納容器冷却系冷却水プール４０７等が配置されている。
【０００６】
圧力抑制プール４０８は原子炉圧力容器４０３の周囲に設けられており、復水貯蔵槽４０９は原子炉建屋４０１の外部に配置されている。
【０００７】
静的格納容器冷却系冷却水プール４０７は、静的格納容器冷却系熱交換器４３３を内蔵している。静的格納容器冷却系熱交換器４３３には静的格納容器冷却系蒸気吸い込み配管４１０および静的格納容器冷却系ドレン配管４１１が接続され、静的格納容器冷却系ドレン配管４１１は圧力抑制プール４０８が繋がれている。
【０００８】
さらに、非常用炉心冷却系ポンプ吸込み配管４１２が復水貯蔵槽４０９に接続され、非常用炉心冷却系サプレッションプール吸込み配管４１５が圧力抑制プール４０８に接続され、それぞれ非常用炉心冷却系ポンプ４１３を介して非常用炉心冷却系注入配管４１４により原子炉圧力容器４０３内に復水貯蔵槽４０９内または圧力抑制プール４０８内の冷却水を注入できるようになっている。また、非常用冷却水系ポンプ吸込み配管４１２は復水貯蔵タンクに接続される場合もある。
【０００９】
また、燃料プール４０４には、燃料プール吸込み配管４１７が接続され、燃料プール４０４内の冷却水を燃料プール吸込み配管４１７に接続された燃料プール浄化ポンプ４１８を介してろ過脱塩器４１９ｂにより浄化し、燃料プール浄化戻り配管４２０により燃料プール４０４に還流する。
【００１０】
また、圧力抑制プール４０８には、圧力抑制プール吸込み配管４２１が接続され、吸込んだ冷却水を圧力抑制プール浄化ポンプ４２２を介してろ過脱塩器４１９ａを通過させ、浄化させて圧力抑制プール浄化戻り配管４２５により圧力抑制プール４０８に還流する。
【００１１】
原子炉ウェル４０５には原子炉ウェル吸込み配管４３４が、機器仮置きプール４０６には機器プール吸込み配管４２４がそれぞれ接続され、原子炉ウェル吸込み配管４３４および機器プール吸込み配管４２４は、燃料プール吸込み配管４１７および圧力抑制プール吸込み配管４２１に接続され、ろ過脱塩器４１９ａまたはろ過脱塩器４１９ｂによりそれぞれの冷却水が浄化できるようになっている。また、原子炉ウェル４０５にろ過脱塩器４１９ａまたはろ過脱塩器４１９ｂを通った水が原子炉ウェル水張り配管４２３により注水できるようになっている。
【００１２】
さらに、復水貯蔵槽４０９の冷却水が復水移送ポンプ４２７を介して原子炉ウェル水張り配管４２８により注水されるようになっている。
【００１３】
なお、静的格納容器冷却系プール４０７には有効容積４２９および死容積４３０が設定されている。静的格納容器冷却系プール４０７は大気ベントとして外部配管に接続される。
【００１４】
【発明が解決しようとする課題】
上述の従来の沸騰水型原子力発電プラントの静的格納容器冷却系冷却水プール４０７においては、非常用炉心冷却系の初期水源としての非常用水源およびプラント定期検査中の燃料交換のための原子炉ウェルの水張り用水が、復水貯蔵槽に貯蔵される必要があった。これにより復水貯蔵槽がプラント通常運転中の必要な量に比べて遥かに大きな容量が必要であり、配置性、経済性上大きな課題であった。
【００１５】
本発明は上記従来技術の課題を解決するためになされたものであり、静的格納容器冷却系プールと復水貯蔵槽の最適な容量設計を可能とする静的格納容器冷却系冷却水プールを得ることを目的とする。
【００１６】
【課題を解決するための手段】
上記目的を達成するため、請求項１記載の発明では、静的格納容器冷却系冷却水プールから非常用炉心冷却系ポンプの吸込み配管を繋ぐことにより非常用炉心冷却系の初期水源として利用可能とし、圧力抑制プールの水位が所定の値を超える場合に前記非常用炉心冷却系ポンプの水源を前記静的格納容器冷却系プールから前記圧力抑制プールへ切り替える切替手段を有することを特徴とするものである。
【００１７】
請求項２記載の発明では、燃料プール浄化系ポンプまたは圧力抑制プール浄化系ポンプの吸込み配管を繋ぎ、静的格納容器冷却系冷却水プール水の水質浄化およびプラント定期検査中の燃料交換のための原子炉ウェルの水張り用水として利用できることを特徴とするものである。
【００１８】
上記構成の沸騰水型原子力発電プラントの静的格納容器冷却系冷却水プールにおいては、非常用炉心冷却系の初期水源、およびプラントの定期検査中における燃料交換のための原子炉ウェルの水張り用水に使用できるので、復水貯蔵槽側の同じ機能は不要となる。
【００１９】
請求項３記載の発明では、静的格納容器冷却系冷却水プールへの後備的な水補給源として、復水貯蔵槽から独立した駆動源を有する補給系を設けることにより、静的格納容器冷却系としての事故後の長期的な信頼性を向上させることを特徴とするものである。
【００２０】
請求項４記載の発明では、静的格納容器冷却系プールそのものを既に有る機器仮置きプールと共用化することで更なる合理化を達成することを特徴とするものである。
【００２１】
【発明の実施の形態】
以下、本発明に係る沸騰水型原子力発電プラントの静的格納容器冷却系冷却水プール（静的格納容器冷却系プール）の実施形態について、図面を参照して説明する。
【００２２】
第１実施形態（図１）
まず、図１において第１実施形態を説明する。
【００２３】
本実施の形態では、原子炉建屋１０１内の中央位置に原子炉格納容器１０２が設けられ、その中に原子炉圧力容器１０３が収容されている。原子炉格納容器１０１上部には、燃料プール１０４、原子炉ウェル１０５、機器仮置きプール１０６、静的格納容器冷却系冷却水プール１０７等が配置されている。
【００２４】
圧力抑制プール１０８は原子炉圧力容器１０３の周囲に設けられており、復水貯蔵槽１０９は原子炉建屋１０１の外部に配置されている。
【００２５】
静的格納容器冷却系冷却水プール１０７は、静的格納容器冷却系熱交換器１３３を内蔵している。静的格納容器冷却系熱交換器１３３には、静的格納容器冷却系蒸気吸い込み配管１１０および静的格納容器冷却系ドレン配管１１１が接続され、静的格納容器冷却系ドレン配管１１１は圧力抑制プール１０８が繋がれている。
【００２６】
さらに、静的格納容器冷却系冷却水プール１０７には非常用炉心冷却系ポンプ吸込み配管１１２が接続され、非常用炉心冷却系サプレッションプール吸込み配管１１５が圧力抑制プール１０８に接続され、それぞれ非常用炉心冷却系ポンプ１１３を介して非常用炉心冷却系注入配管１１４により原子炉圧力容器１０３内に静的格納容器冷却水プール１０７内または圧力抑制プール１０８内の冷却水を注入できるようになっている。また、非常用冷却水系ポンプ吸込み配管１１２は復水貯蔵タンクに接続される場合もある。
【００２７】
また、燃料プール１０４には、燃料プール吸込み配管１１７が接続され、燃料プール１０４内の冷却水を燃料プール吸込み配管１１７に接続された燃料プール浄化ポンプ１１８を介してろ過脱塩器１１９ｂにより浄化し、燃料プール浄化戻り配管１２０により燃料プール１０４に還流する。
【００２８】
また、圧力抑制プール１０８には、圧力抑制プール吸込み配管１２１が接続され、吸込んだ冷却水を圧力抑制プール浄化ポンプ１２２を介してろ過脱塩器１１９ａを通過させ、浄化させて圧力抑制プール浄化戻り配管１２５により圧力抑制プール１０８に還流する。
【００２９】
原子炉ウェル１０５には原子炉ウェル吸込み配管１３４が、機器仮置きプール１０６には機器プール吸込み配管１２４がそれぞれ接続され、原子炉ウェル吸込み配管１３４および機器プール吸込み配管１２４は、燃料プール吸込み配管１１７および圧力抑制プール吸込み配管１２１に接続され、ろ過脱塩器１１９ａまたはろ過脱塩器１１９ｂによりそれぞれの冷却水が浄化できるようになっている。また、原子炉ウェル１０５にろ過脱塩器１１９ａまたはろ過脱塩器１１９ｂを通った水が原子炉ウェル水張り配管１２３により注水できるようになっている。
【００３０】
さらに、復水貯蔵槽１０９の冷却水が復水移送ポンプ１２７を介して原子炉ウェル水張り配管１２８により注水されるようになっている。
【００３１】
なお、静的格納容器冷却系プール１０７には有効容量１２９および死容積１３０が設定されている。静的格納容器冷却系プール１０７は大気ベントとして外部配管１３１に接続されるとともに、静的格納容器冷却系プール吸込み配管１３２により圧力抑制プール吸込み配管１２１に接続されている。
【００３２】
このように構成された本実施の形態においては、以下の作用がなされる。
【００３３】
原子炉冷却材喪失事故時には、事故信号により非常用炉心冷却系ポンプ１１３が自動起動するが、その初期水源は当該静的格納容器冷却系プール１０７となる。
【００３４】
原子炉格納容器１０２の外部からの非常用炉心冷却系の注入配管１１４を介した原子炉への注水と、喪失冷却材の圧力抑制プール１０８への戻り水とにより、圧力抑制プール１０８の水位が所定の値を超える場合には、圧力抑制プール１０８の空間部容積を確保するために非常用炉心冷却系ポンプ水源は静的格納容器冷却系プール１０７側から、圧力抑制プール１０８側へ自動的に切り替わる。
【００３５】
原子炉隔離事象時には、原子炉圧力容器１０３の逃し安全弁作動による炉水位低下信号により非常用炉心冷却系ポンプ１１３が自動起動するが、その初期水源は同様に当該静的格納容器冷却系プール１０７となる。原子炉圧力容器１０３の圧力を維持するために逃し安全弁が作動するが、その排気凝縮水の蓄積により圧力抑制プール１１５の水位が所定の値を超える場合は、圧力抑制プール空間部容積を確保するために非常用炉心冷却系ポンプ水源は静的格納容器冷却系プール１０７側から圧力抑制プール１０８側へ自動的に切り替わる。
【００３６】
プラント通常運転中、静的格納容器冷却系冷却水プール１０７は、定期的に圧力抑制プール浄化系ポンプ１２２または燃料プール浄化系ポンプ１１８により冷却水を燃料プール浄化系ろ過脱塩器１１９により循環浄化させ水質の管理を行う。
【００３７】
プラント定期検査中の燃料交換時には、静的格納容器冷却系冷却水プール水全量は圧力抑制プール浄化系ポンプ１２２または燃料プール浄化系ポンプ１１８により、ろ過脱塩器１１９で浄化され、原子炉ウェル戻り配管１２３を経由して原子炉ウェル１０５へ水張りされる。
【００３８】
また、燃料交換終了後は、原子炉ウェル水は原子炉ウェル１０５および機器プール吸込み配管１２４から圧力抑制プール浄化系ポンプ１２２および燃料プール浄化系ポンプ１１８により、ろ過脱塩器１１９ａおよびろ過脱塩器１１９ｂで浄化され、静的格納容器冷却系冷却水プール浄化戻り配管１２６を経由して、静的格納容器冷却系冷却水プール１０７に戻される。なお、この戻り水を液体廃棄物処理系へ放出して処理した後、静的格納容器冷却系冷却水プール１０７へ戻すこともできる。また、この液体廃棄物処理系で処理した水を静的格納容器冷却系冷却水プール１０７には戻さずに、純水を静的格納容器冷却系冷却水プール１０７へ再補給することもできる。
【００３９】
静的格納容器冷却系が作動するような設計事象を超えたような過酷事故時においては、通常静的格納容器冷却系冷却水プール１０７には事故後１日程度は水の補給無くとも賄えるだけの分の水が貯留されている。その間に故障機器の復旧やプラント外からの補給などで事故の収束が行われるとされているが、後備系として復水貯蔵槽１０９から独立した駆動源のポンプ（例えば、１台の復水移送ポンプ１２７をディーゼルエンジン直結駆動とする）により、静的格納容器冷却系冷却水プール１０７への補給が達成される。
【００４０】
図２において復水貯蔵槽設計容量の合理化の例を示す。
【００４１】
本実施形態によれば、従来復水貯蔵槽の機能として持っていた、非常用炉心冷却系の初期水源としての非常用水源およびプラント定期検査中の燃料交換のための原子炉ウェル水張り用水が、復水貯蔵槽設計容量からは除外して良いことになるので、復水貯蔵槽容量は従来設計の７０％程度（例えば現在最新のプラントである１３５０ＭＷｅクラスの発電プラントでは約６００ｍ３の削減）に合理化することができる。
【００４２】
第２実施形態（図３）
次に、図３において第２の実施の形態を説明する。
【００４３】
本実施の形態は、第１の実施形態において静的格納容器冷却系冷却水プール１０７そのものを、現状既にある図３に示した機器仮置きプール３０６と共用化してしまうというものである。なお、本実施形態において図１と同様の部材には１００代の符号を、図３において３００代に代えて付してあるので、説明は省略する。
【００４４】
このように構成された本実施の形態においては、以下の様な作用がなされる。
【００４５】
基本的な作用は第１の実施形態に同じであるが、これに以下に記すような機器仮置きプールとの共用部分の運用が追加される。
【００４６】
機器仮置きプール３０６は、プラント定期検査中は水張り状態でその中に蒸気乾燥器や気水分離器などの原子炉炉内構造物の仮り置き場となる。即ちこの状態が第１の実施形態で記載した原子炉ウェル水張り状態であるが、この第２の実施形態では元々静的格納容器冷却系冷却水プールとしてプラント通常運転中に水張り状態にあれば、プラント定期検査時の水張り操作そのものが不用になる。一方、プラント通常運転時になれば、現行プラントにおいて通常はこの機器仮置きプールは水抜きした状態で管理されるが、この第２の実施形態では静的格納容器冷却系冷却水プールとしての水張り状態を要求されているのだから、この水抜き操作そのものも不用になる。
【００４７】
機器仮置きプール３０６はプラント定期検査時に原子炉炉内構造物等の移動によりプール水質が若干悪くなる可能性が有るが、燃料プール浄化系による機器仮置きプール水の循環浄化により所定の水質は維持できる。しかしながら、恐らくプラント寿命中１度も使わない可能性のある静的格納容器冷却系冷却水への汚れを懸念する場合には、例えばタンク形式の静的格納容器冷却系熱交換器３０７として製作し、そのタンク内には作動上最低必要量の冷却水を貯蔵しておき、あとの水源は機器仮置きプールから必要な時にエレベーション差により継続補給できるように静的格納容器冷却系冷却水補給配管３３２を設けておく。
【００４８】
本実施の形態によれば、第１の実施形態の効果に加えて、静的格納容器冷却系冷却水プールそのものが合理化されるので、静的格納容器冷却系冷却水プール（またはタンク）容量が従来設計の１０％程度（例えば現在最新の開発中プラントである１７０万ＫＷｅクラスの発電プラントでは約１６００ｍ３の削減）に合理化することができる。
【００４９】
【発明の効果】
以上説明したように、本発明によれば、第１の実施例では復水貯蔵槽の大幅な合理化が達成され、更に第２の実施例を加えれば静的格納容器冷却系冷却水プールそのものも大幅な合理化も可能なので、より経済性の優れた沸騰水型原子力発電プラントを提供することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の第１実施形態を示す系統概要図。
【図２】前記実施形態における復水貯蔵槽容量の合理化の例を示す説明図。
【図３】本発明の第２実施形態を示す系統図。
【図４】従来例を示す系統図。
【符号の説明】
１０１  原子炉建屋
１０２  原子炉格納容器
１０３  原子炉圧力容器
１０４  （使用済み）燃料プール
１０５  原子炉ウェル
１０６  機器仮置きプール
１０７  静的格納容器冷却系（冷却水）プール
１０８  圧力抑制プール
１０９  復水貯蔵プール
１１０  静的格納容器冷却系蒸気吸込み配管
１１１  静的格納容器冷却系凝縮水ドレン配管
１１２  非常用炉心冷却系初期水源吸込み配管
１１３  非常用炉心冷却系ポンプ
１１４  非常用炉心冷却系注入配管
１１５  非常用炉心冷却系圧力抑制プール吸込み配管
１１７  燃料プール吸込み配管
１１８  燃料プール浄化系ポンプ
１１９ａ，１１９ｂ  ろ過脱塩器
１２０  燃料プール浄化戻り配管
１２１  圧力抑制プール吸込み配管
１２２  圧力抑制プール浄化系ポンプ
１２３  原子炉ウェル水張り配管
１２４  原子炉ウェルおよび機器プール吸込み配管
１２５  圧力抑制プール浄化戻り配管
１２６  静的格納容器冷却系プール浄化戻り配管
１２７  復水移送ポンプ
１２８  静的格納容器冷却系プール補給配管
１３２  静的格納容器冷却系プール吸込み配管
１３３  静的格納容器冷却系熱交換器
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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