(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
沸騰水型原子炉を構成する非常用炉心冷却系において、
電動駆動の高圧注水系ポンプを有する高圧炉心注水系と電動駆動の低圧注水系ポンプを有する低圧注水系と非常用電源とが組み合わされた区分を３区分有し、
同一区分内で前記高圧炉心注水系と前記低圧注水系とに共有された格納容器スプレイと、
同一区分内で前記高圧炉心注水系および前記低圧注水系のいずれの系統が破断したのかを検知する破断検出装置と、を備え、
同一区分内の前記高圧炉心注水系および前記低圧注水系のいずれか一方の系統で破断が起きたとき、前記高圧炉心注水系および前記低圧注水系のいずれか他方の系統で前記格納容器スプレイの散水が可能であることを特徴とする非常用炉心冷却系。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
原子炉圧力容器内へ原子炉冷却材の注水を行う注入系に多重性をもたせた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ある原子炉施設の安全性確保の観点から、設計の妥当性について判断する際に想定すべき事象として原子炉冷却材の喪失事故がある。
【０００３】
この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を想定するものである。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、異常状態において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。具体的には、原子炉圧力容器および制御棒駆動機構ハウジング等の原子炉圧力容器の付属物、原子炉冷却材系（原子炉冷却材再循環系、主蒸気系および給水系）を構成する機器および配管、これらの接続配管である。
【０００４】
設計上想定される原子炉冷却材の喪失事故における原子炉施設の安全性確保は、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原子炉燃料を冷却し、その破損を防止し放射性物質を閉じ込めることである。
【０００５】
原子炉施設に設けられた非常用炉心冷却系は、設計基準事故の一つである原子炉冷却材の喪失事故時に原子炉燃料を冷却して燃料被覆の健全性を維持し、原子炉燃料からの熱除去が定量的あるいは判定量的に推定できるような原子炉炉心の冷却可能な形状を維持しつつ原子炉炉心で発生する崩壊熱を除去する。この非常用炉心冷却系の設計方針は、外部入力によって能動的に所定の機能を果たす機器（動的機器）に単一故障基準を適用して、この状態でも安全機能が保証されるようにすることと、所内電源および外部電源の喪失を想定し複数の非常用ディーゼル発電設備を設置することであり、機能・系統に冗長性・独立性をもたせるようにする必要がある。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。また、単一故障基準とは、機器の単一故障の仮定を加えてもこの機器を備えた系の安全機能が損なわれないように設計することである。
【０００６】
原子炉冷却材の喪失事故時に原子炉燃料を冷却する炉心冷却機能は、原子炉冷却材の喪失信号を受けて自動起動し、原子炉冷却材を原子炉圧力容器に注水して原子炉炉心を冷却する機能である。例えば改良沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）では、炉心冷却機能を果たす非常用炉心冷却系は、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と、原子炉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】
ここで、自動減圧系が果たす自動減圧機能は、原子炉冷却材の喪失事故後の原子炉圧力容器内の圧力を原子炉圧力容器内の蒸気を放出することで強制的に減圧して非常用炉心冷却系による原子炉冷却材の注水を促進する機能である。
【０００８】
例えば原子炉圧力容器に接続する大口径配管が破断した場合は、急速に原子炉圧力容器から原子炉冷却材が流出して原子炉圧力容器内の圧力は急激に減少するため、低圧注水系が作動して大量の原子炉冷却材を原子炉圧力容器内へ注水する。一方、原子炉圧力容器に接続する小口径配管が破断した場合は、原子炉圧力容器内の原子炉冷却材は流出するが原子炉圧力容器内の圧力は急激に減少することはないため、先ず高圧炉心注水系が作動して原子炉圧力容器内の水位を維持し、低圧注水系が原子炉冷却材を注水できる圧力になるまで原子炉冷却材を注水して原子炉圧力容器の圧力を減少させる。さらに、高圧炉心注水系の故障に備えて強制的に原子炉圧力容器内の圧力を減少させて低圧注水系による原子炉冷却材の注水を促進させるために、自動減圧系は原子炉圧力容器内の蒸気を放出させる。
【０００９】
長期にわたり原子炉炉心の崩壊熱を除去するためには、原子炉冷却材の喪失事故後の炉心冠水のために注水された原子炉冷却材は、原子炉炉心の崩壊熱により加熱されて蒸気または高温水となり、配管の破断口などから原子炉圧力容器外へ流出し、原子炉格納容器内の圧力抑制室に移行して格納容器スプレイ冷却系により最終ヒートシンク（海）へ放出する。
【００１０】
改良沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）では、原子炉冷却材再循環系にインターナルポンプ方式を採用している。これにより、原子炉圧力容器は、これに収容された原子炉炉心の上端よりも下位のレベルに大口径の配管が存在しないため、非常用炉心冷却系の設計上、破断を想定する配管は原子炉炉心より上部に位置する中小口径配管あるいは蒸気配管である。
【００１１】
このため、従来の改良沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）では、原子炉圧力容器内が高圧の場合に原子炉冷却材を注水する高圧系（高圧炉心注水系、原子炉隔離時冷却系）が強化されており、原子炉冷却材の喪失事故に対する信頼性は向上した。
【００１２】
図７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の概略図である。
【００１３】
図７に示すように、従来の改良沸騰水型原子炉５１は、原子炉格納容器（ＰＣＶ）２内に原子炉圧力容器３が格納される。原子炉圧力容器３は支持ペデスタル（図示省略）上に立設される。
【００１４】
原子炉格納容器２は支持ペデスタルを内部に有する一方、原子炉圧力容器３を取り囲む円筒状のドライウェル５と、支持ペデスタルの周囲に円筒状の圧力抑制室６とを備えている。圧力抑制室６の底部には、原子炉冷却材を貯留する圧力抑制プール７がある。
【００１５】
原子炉圧力容器３は、内部に原子炉炉心８が収納され、この原子炉炉心８は炉心シュラウド９で覆われている。原子炉圧力容器３と炉心シュラウド９との間には環状あるいはスリーブ状のダウンカマ部１１が形成され、このダウンカマ部１１の下方には冷却材再循環ポンプ１２が設けられる。
【００１６】
また、原子炉炉心８の下方には、炉心下部プレナム１３が形成されており、冷却材再循環ポンプ１２によりダウンカマ部１１を下降した炉水（原子炉冷却材）が炉心下部プレナム１３へ導かれる。炉心下部プレナム１３へ導かれた炉水は、反転して原子炉炉心８へ案内され、この原子炉炉心８を通る間に核分裂反応により発生した熱を吸収して気液二相流となり、炉心上部プレナム（図示省略）へ導かれる。
【００１７】
この気液二相流は、続いて気水分離器（図示省略）へ導かれて気液分離される。気液分離された液分は原子炉圧力容器３内で滴下され、ダウンカマ部１１へ案内される。
【００１８】
一方、気水分離器で分離された蒸気分は、蒸気乾燥器（図示省略）を通って乾燥され、乾き過熱蒸気となる。この過熱蒸気は主蒸気系１５を通って蒸気タービン（図示省略）へ導かれ、蒸気タービンを回転させて発電機（図示省略）を駆動させ発電する。主蒸気系１５は２系統存在するが、図７には１系統を省略して示してある。
【００１９】
また、蒸気タービンで仕事をした蒸気は、復水器（図示省略）に導かれ、ここで冷却され、凝縮して復水となる。この復水は続いて原子炉復水・給水系１６を通り、原子炉復水・給水系１６から原子炉圧力容器３内へ戻され、原子炉圧力容器３内の炉水（原子炉冷却材）と混合される。
【００２０】
一方、従来の改良沸騰水型原子炉５１は、原子炉圧力容器３内に原子炉炉心８が設けられ、この原子炉炉心８に燃料棒（図示省略）が装荷される。
【００２１】
従来の非常用炉心冷却系５２は、電動駆動の低圧注水系ポンプ１８を有する３系統の低圧注水系１９と、電動駆動の高圧炉心注水系ポンプ２１を有する２系統の高圧炉心注水系２２と、タービン駆動による原子炉隔離時冷却系ポンプ２４を有する１系統の原子炉隔離時冷却系２５と、自動減圧系２６とから構成される。また、非常用炉心冷却系５０は、この系統を構成する機器の単一故障の仮定に加えて外部電源が利用できない場合においても、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系統の非常用ディーゼル発電機２７から電力の供給を受ける。
【００２２】
低圧注水系１９は、残留熱除去系（図示省略）の運転モードの１つである低圧注水モードを利用した系統である。また、低圧注水系１９は、圧力抑制室６から圧力抑制プール７のプール水（原子炉冷却材）を吸水して原子炉圧力容器３の炉心シュラウド９外側へ注水する系統であり、独立した３系統から構成される。原子炉水位低（レベル１）または原子炉格納容器２のドライウェル５の圧力高信号で自動起動し、原子炉圧力容器３内の圧力が低下すると圧力抑制室６からプール水（原子炉冷却材）を原子炉圧力容器３に注水することが可能となる。
【００２３】
高圧炉心注水系２２は、初期には第１水源として復水貯蔵槽２８から、最終的には第２水源である圧力抑制室６のプール水（原子炉冷却材）から吸水して原子炉圧力容器３の炉心シュラウド９内側へ注水する系統であり、独立した２系統から構成される。高圧炉心注水系２２は原子炉水位低（レベル１．５）または原子炉格納容器２のドライウェル５の高信号で自動作動し、原子炉水位高（レベル８）で自動停止する。原子炉炉心８上部のスパージャノズル２９から燃料集合体に注水して原子炉炉心８を冷却する。給水喪失事象等の原子炉隔離時冷却系２５（起動水位レベル２）のバックアップとして低圧注水系１９（起動水位レベル１）の起動前に作動する。
【００２４】
原子炉隔離時冷却系２５は、従来の沸騰水型原子炉では、過渡事象や給水喪失事象時に主蒸気隔離弁３０が閉鎖して原子炉が隔離されても冷却水を原子炉内に供給して原子炉炉心８の冷却が可能となるように設置されている。改良沸騰水型原子炉４０では、高圧系強化のため原子炉隔離時冷却系２５に非常用炉心冷却系機能をもたせている。原子炉冷却材の喪失事故時、原子炉隔離時冷却系２５は、初期には復水貯蔵槽２８から、最終的には圧力抑制室６から原子炉復水・給水系１６の給水管３２を経由して原子炉圧力容器３の炉心シュラウド９外側へ注水する。原子炉隔離時冷却系２５は、原子炉圧力容器３内の蒸気によるタービンの駆動力でポンプを駆動し、原子炉水位低（レベル２）または原子炉格納容器２のドライウェル５の圧力高信号で自動作動し、原子炉水位高（レベル８）で自動停止する。
【００２５】
自動減圧系２６は、原子炉圧力容器３内の蒸気を圧力抑制室６へ逃がし、原子炉圧力容器３内の圧力を低圧注水系１９による注水が可能となる圧力まで低下させ、原子炉炉心８を冷却する系統である。また、自動減圧系２６は、主蒸気系１５の主蒸気管３３に設置された逃がし安全弁の一部の弁から構成される。原子炉水位低（レベル１）および原子炉格納容器２のドライウェル５の圧力高の両信号を受けてから一定時間後に作動する。
【００２６】
従来の非常用炉心冷却系５２は、１系統の低圧注水系１９と１系統の原子炉隔離時冷却系２５と１系統の非常用ディーゼル発電機２７とから構成される区分１と、１系統の低圧注水系１９と１系統の高圧炉心注水系２２と１系統の非常用ディーゼル発電機２７とから構成される区分２と、１系統の低圧注水系１９と１系統の高圧炉心注水系２２と１系統の非常用ディーゼル発電機２７とから構成される区分３とからなる３区分構成である。
【００２７】
なお、区分１の低圧注水系１９と原子炉隔離時冷却系２５とは、２系統で構成された原子炉復水・給水系１６のそれぞれ１系統ずつへ原子炉冷却材を給水する。
【００２８】
図８および図９は、従来の改良沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却系ネットワークを説明する図である。
【００２９】
図８および図９に示すように、改良沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却系の最も厳しい設計基準事故では、所内電源および外部電源の喪失を想定し、かつ、１系統の高圧炉心注水系２２が接続している非常用ディーゼル発電機２７の単一故障（図８において×）および他の１系統の高圧炉心注水系２２の接続配管の破断（図８においてＢ）を想定する。非常用ディーゼル発電機２７の単一故障により、この非常用ディーゼル発電機２７に接続された低圧注水系１９についても使用はできない。この時、従来の非常用炉心冷却系５２では、原子炉水位低（レベル２）信号で原子炉隔離時冷却系ポンプ２４が起動し、高圧となった原子炉圧力容器３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、原子炉水位低（レベル１）およびドライウェル５の圧力高信号により自動減圧系２６が作動して原子炉圧力容器３内の圧力を低下させて、原子炉水位低信号で起動した２系統の低圧注水系１９が注水を行う。
【００３０】
原子炉格納容器２を有する原子炉格納施設は、原子炉圧力容器３から流出する原子炉冷却材や放射性物質を閉じ込めるために設けられ、この原子炉冷却材や放射性物質の直接閉じ込めを行う一次格納施設と、原子炉冷却材や放射性物質が系外に放出される前に放射性物質を除去する二次格納施設とから構成される。この一次格納施設は、放射性物質を長期にわたって保持し放射能を減衰させる原子炉格納容器２と、原子炉格納容器補助系とから構成される。この原子炉格納容器補助系は、格納容器スプレイ冷却系と、炉水の放射線分解または炉心の金属−水反応で生じる水素ガスや酸素ガスを再結合させ原子炉格納容器２内の濃度を可燃性限界以内に保つ可燃性ガス濃度制御系とから構成される。
【００３１】
図１０は、従来の改良沸騰水型原子炉における格納容器スプレイ冷却系の系統の概略図である。
【００３２】
図１０に示すように、格納容器スプレイ冷却系３５は、残留熱除去系（図示省略）の運転モードの１つである格納容器冷却モードを利用した系統である。格納容器スプレイ冷却系３５は、原子炉炉心８で発生する崩壊熱を確実に最終ヒートシンク（海）へ放出し、原子炉格納容器２内の蒸気を凝縮させて圧力を緩和するとともに雰囲気中に浮遊する放射性物質を格納容器スプレイ３６の除染効果で除去する。原子炉冷却材の喪失事故時に残留熱除去系は、低圧注水系１９として自動起動し、遠隔手動操作により電動弁を切替えることにより格納容器スプレイ冷却系３５として運転モードが切り替えられて機能する。
【００３３】
原子炉燃料の崩壊熱で発生した熱は、従来の非常用炉心冷却系５２で原子炉炉心８を冷却しても破断箇所からの溢水として原子炉格納容器２へ放出され続ける。格納容器スプレイ冷却系３５は、原子炉格納容器２の内部を除熱して健全性を維持するものである。また、原子炉冷却材の喪失事故後の長期にわたり原子炉格納容器２の内部の崩壊熱を除去し、雰囲気中に浮遊する放射性物質を除染する必要がある。格納容器スプレイ冷却系３５は、圧力抑制室６のプール水（原子炉冷却材）から取水し、残留熱除去系熱交換器２０で冷却した後、格納容器スプレイ３６を通してドライウェル５および圧力抑制室６にスプレイ散水し、ドライウェル５に散水された水はベント管を介し圧力抑制室６に戻る。原子炉格納容器２から除去された崩壊熱は原子炉補機冷却系２１が有する熱交換器を介して最終ヒートシンク（海）へ放出される。
【００３４】
なお、特許文献１には、圧力抑制室６のプール水を供給して原子炉格納容器２内の崩壊熱を除去できる格納容器スプレイ冷却系が開示されている。
【特許文献１】特開昭６０−２６０８８８号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００３５】
従来の改良沸騰水型原子炉５１の非常用炉心冷却系５０は、３系統の低圧注水系１９を備え、かつ、２系統の高圧炉心注水系２２と１系統の原子炉隔離時冷却系２５とにより高圧系を強化した３区分構成である。
【００３６】
図１１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原子炉冷却材（冷却水）の注入特性の一例を示す図である。
【００３７】
図１１に示すように、高圧炉心注水系２２は線分ａ、低圧注水系１９は線分ｂのように原子炉圧力容器３内の圧力の低下とともに原子炉冷却材の注水流量が増加し、原子炉隔離時冷却系２５ではハッチング領域ｃのように原子炉圧力容器３内の圧力によらず一定の流量の原子炉冷却材を注水できる圧力範囲と、原子炉圧力容器３内の圧力が所定以下になると原子炉冷却材を注水できなくなる圧力範囲が存在する。すなわち、従来の非常用炉心冷却系５２の原子炉冷却材（冷却水）の注入特性は、高圧炉心注水系２２は原子炉圧力容器３内の圧力が低いほど原子炉圧力容器３に収容された原子炉炉心８へ原子炉冷却材を注水できる流量が増加するのに対し、原子炉隔離時冷却系２５では原子炉圧力容器３内の圧力により原子炉冷却材を注水できる流量が変化しない。
【００３８】
従来の改良沸騰水型原子炉５１について、原子力発電プラントの通常運転中に安全機能を有する系統のオンラインメンテナンスを実施する場合を想定する。例えば１系統の非常用ディーゼル発電機２７のオンラインメンテナンス中にさらに他の１系統の非常用ディーゼル発電機２７の単一故障が生じると、都合２系統の非常用ディーゼル発電機２７が使用できなくなり、従来の非常用炉心冷却系５２のうち２区分の非常用電源が喪失する。
【００３９】
図１２は、従来の改良沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却系ネットワークの一例を説明する図である。
【００４０】
ここで、図１２に示すように、非常用電源が喪失した２区分が高圧炉心注水系２２を有する２区分であったとする。この場合、１系統の低圧注水系１９と１系統の原子炉隔離時冷却系２５とから構成される１区分が運転できる状態である。この時、設計基準事故である原子炉原子炉冷却材の喪失事故が起こり、運転可能な１区分を構成する低圧注水系１９の接続配管が配管破断（図１２においてＢ）したと想定すると、１系統の原子炉隔離時冷却系２５のみが原子炉圧力容器３内へ原子炉冷却材の注水が可能な状態である。しかしながら、原子炉隔離時冷却系２５の有する原子炉隔離時冷却系ポンプ２４はタービン駆動であり、ポンプの駆動には原子炉圧力容器３内の蒸気の供給を必要とするため、原子炉圧力容器３内の圧力が下がると原子炉圧力容器３内へ原子炉冷却材の注水が不可能となる。
【００４１】
図１３は、従来の改良沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却系ネットワークの一例を説明する図である。
【００４２】
また、図１３に示すように、非常用電源が喪失した２区分のうち、１区分が１系統の高圧炉心注水系２２を有する区分であり、他の１区分は１系統の低圧注水系１９と１系統の原子炉隔離時冷却系２５とを有する区分であったとする。この場合、１系統の低圧注水系１９と１系統の高圧炉心注水系２２とを有する１区分が運転できる状態である。この時、設計基準事故である原子炉原子炉冷却材の喪失事故が起こり、運転可能な１区分を構成する高圧炉心注水系２２の接続配管が配管破断（図１３においてＢ）したと想定すると、１系統の低圧注水系１９のみが原子炉圧力容器３内へ原子炉冷却材の注水が可能な状態である。そうすると、使用可能な１系統の低圧注水系１９を原子炉圧力容器３内への原子炉冷却材の注水に使用する必要がある。したがって、残留熱除去系の運転モードの１つである低圧注水モードを利用した低圧注水系１９の使用を継続することで、残留熱除去系の運転モードの他の１つである格納容器冷却モードを利用した格納容器スプレイ冷却系３５を使用することができなくなる。この場合、原子炉冷却材の喪失事故後の長期にわたり原子炉格納容器２内部の崩壊熱を除去し、雰囲気中に浮遊する放射性物質を除染する手段が使用できず、原子炉格納容器２の健全性が保てなくなる恐れがある。
【００４３】
本発明はかかる課題を解決するためになされたもので、任意の系統の非常用電源のオンラインメンテナンス中に他の系統の非常用電源に単一故障が生じ、３区分ある非常用炉心冷却系のうち２区分が使用できなくなり、さらに使用可能な１区分の非常用炉心冷却系が有する接続配管の一部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が行えるように、注入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を目的とする。
【００４４】
また、原子炉冷却材の喪失事故後の長期にわたり原子炉格納容器内部の崩壊熱を除去し、雰囲気中に浮遊する放射性物質を除染して、原子炉格納容器の健全性を保つことのできる非常用炉心冷却系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】
【００４５】
前記の課題を解決するため本発明では、沸騰水型原子炉を構成する非常用炉心冷却系において、電動駆動の高圧注水系ポンプを有する高圧炉心注水系と電動駆動の低圧注水系ポンプを有する低圧注水系と非常用電源とが組み合わされた区分を３区分有し、同一区分内で前記高圧炉心注水系と前記低圧注水系とに共有された格納容器スプレイと、同一区分内で前記高圧炉心注水系および前記低圧注水系のいずれの系統が破断したのかを検知する破断検出装置と、を備え、同一区分内の前記高圧炉心注水系および前記低圧注水系のいずれか一方の系統で破断が起きたとき、前記高圧炉心注水系および前記低圧注水系のいずれか他方の系統で前記格納容器スプレイの散水が可能であることを特徴とする。
【発明の効果】
【００４６】
本発明によれば、ある系統の非常用電源のオンラインメンテナンス中に他の系統の非常用電源に単一故障が生じ、３区分ある非常用炉心冷却系のうち２区分が使用できなくなり、さらに使用可能な１区分の非常用炉心冷却系が有する接続配管の一部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が行えるように、注入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。
【発明を実施するための最良の形態】
【００４７】
本発明に係る非常用炉心冷却系について添付図面を参照して説明する。
【００４８】
［第１の実施形態］
本発明に係る非常用炉心冷却系の第１実施形態について、図１から図３を参照して説明する。
【００４９】
図１は、本発明の第１実施形態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の概略図である。
【００５０】
図１に示すように、本実施形態の非常用炉心冷却系１を備えた改良沸騰水型原子炉５０は、原子炉格納容器（ＰＣＶ）２内に原子炉圧力容器３が格納される。原子炉圧力容器３は支持ペデスタル（図示省略）上に立設される。原子炉格納容器２は支持ペデスタルを内部に有する一方、原子炉圧力容器３を取り囲む円筒状のドライウェル５と、支持ペデスタル３の周囲に円筒状の圧力抑制室６とを備えている。圧力抑制室６の底部には、原子炉冷却材を貯留する圧力抑制プール７がある。
【００５１】
原子炉圧力容器３は、内部に原子炉炉心８が収納され、この原子炉炉心８は炉心シュラウド９で覆われている。原子炉圧力容器３と炉心シュラウド９との間には環状あるいはスリーブ状のダウンカマ部１１が形成され、このダウンカマ部１１の下方には冷却材再循環ポンプ１２が設けられる。
【００５２】
また、原子炉炉心８の下方には、炉心下部プレナム１３が形成されており、冷却材再循環ポンプ１２によりダウンカマ部１１を下降した炉水（原子炉冷却材）が炉心下部プレナム１３へ導かれる。炉心下部プレナム１３へ導かれた炉水は、反転して原子炉炉心８へ案内され、この原子炉炉心８を通る間に核分裂反応により発生した熱を吸収して気液二相流となり、炉心上部プレナム（図示省略）へ導かれる。
【００５３】
この気液二相流は、続いて気水分離器（図示省略）へ導かれて気液分離される。気液分離された液分は原子炉圧力容器３内で滴下され、ダウンカマ部１１へ案内される。
【００５４】
一方、気水分離器で分離された蒸気分は、蒸気乾燥器（図示省略）を通って乾燥され、乾き過熱蒸気となる。この過熱蒸気は主蒸気系１５を通って蒸気タービン（図示省略）へ導かれ、蒸気タービンを回転させて発電機（図示省略）を駆動させ発電する。主蒸気系１５は２系統存在するが、図１には１系統を省略して示してある。
【００５５】
また、蒸気タービンで仕事をした蒸気は、復水器（図示省略）に導かれ、ここで冷却され、凝縮して復水となる。この復水は続いて原子炉復水・給水系１６を通り、原子炉復水・給水系１６から原子炉圧力容器３内へ戻され、原子炉圧力容器３内の炉水（原子炉冷却材）と混合される。
【００５６】
一方、改良沸騰水型原子炉５０は、原子炉圧力容器３内に原子炉炉心８が設けられ、この原子炉炉心８に燃料棒（図示省略）が装荷される。
【００５７】
非常用炉心冷却系１は、電動駆動の低圧注水系ポンプ１８を有する３系統の低圧注水系１９と、電動駆動の高圧炉心注水系ポンプ２１を有する３系統の高圧炉心注水系２２と、自動減圧系２６とから構成される。また、非常用炉心冷却系１は、この系統を構成する機器の単一故障の仮定に加えて外部電源が利用できない場合においても、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系統の非常用ディーゼル発電機２７から電力の供給を受ける。
【００５８】
また、非常用炉心冷却系１は、１系統の低圧注水系１９と１系統の高圧炉心注水系２２と１系統の非常用ディーゼル発電機２７とから構成される区分１と、１系統の低圧注水系１９と１系統の高圧炉心注水系２２と１系統の非常用ディーゼル発電機２７とから構成される区分２と、１系統の低圧注水系１９と１系統の高圧炉心注水系２２と１系統の非常用ディーゼル発電機２７とから構成される区分３とからなる３区分構成である。
【００５９】
低圧注水系ポンプ１８は、原子炉圧力容器３へ注水する原子炉冷却材を昇圧するものである。
【００６０】
低圧注水系１９は、残留熱除去系（図示省略）の運転モードの１つである低圧注水モードを利用した系統である。また、低圧注水系１９は、圧力抑制室６から圧力抑制プール７のプール水（原子炉冷却材）を吸水して原子炉圧力容器３の炉心シュラウド９外側へ注水する系統であり、独立した３系統から構成される。さらに、非常用炉心冷却系１の区分１が有する低圧注水系１９は、原子炉復水・給水系１６の給水管３２を介して、圧力抑制室６から圧力抑制プール７のプール水（原子炉冷却材）を吸水して原子炉圧力容器３の炉心シュラウド９外側へ注水する系統である。原子炉水位が所定以下に下がる（例えばレベル１）または原子炉格納容器２のドライウェル５の圧力高信号で自動起動し、原子炉圧力容器３内の圧力が低下すると圧力抑制室６からプール水（原子炉冷却材）を原子炉圧力容器３に注水することが可能となる。
【００６１】
高圧炉心注水系ポンプ２１は、原子炉圧力容器３へ注水する原子炉冷却材を昇圧するものである。
【００６２】
高圧炉心注水系２２は、初期には第１水源として復水貯蔵槽２８から、最終的には第２水源である圧力抑制室６のプール水（原子炉冷却材）から吸水して原子炉圧力容器３の炉心シュラウド９内側へ注水する系統であり、独立した３系統から構成される。高圧炉心注水系２２は原子炉水位が所定以下に下がる（例えばレベル１．５）または原子炉格納容器２のドライウェル５の高信号で自動作動し、原子炉水位高（レベル８）で自動停止する。原子炉炉心８上部のスパージャノズル２９から燃料集合体に注水して原子炉炉心８を冷却する。
【００６３】
自動減圧系２６は、原子炉圧力容器３内の蒸気を圧力抑制室６へ逃がし、原子炉圧力容器３内の圧力を低圧注水系１９による注水が可能となる圧力まで低下させ、原子炉炉心８を冷却する系統である。また、自動減圧系２６は、主蒸気系１５の主蒸気管３３に設置された逃がし安全弁の一部の弁から構成される。原子炉水位が所定以下に下がる（例えばレベル１）および原子炉格納容器２のドライウェル５の圧力高の両信号を受けてから一定時間後に作動する。
【００６４】
改良沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却系１の最も厳しい設計基準事故では、所内電源および外部電源の喪失を想定し、かつ、１系統の高圧炉心注水系２２が接続している非常用ディーゼル発電機２７の単一故障および他の１系統の高圧炉心注水系２２の接続配管の破断を想定する。非常用ディーゼル発電機２７の単一故障により、この非常用ディーゼル発電機２７に接続された低圧注水系１９についても使用はできない。この時、原子炉水位低（例えばレベル１．５）信号で高圧炉心注水系２２が起動し、高圧となった原子炉圧力容器３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、原子炉水位低（例えばレベル１）およびドライウェル５の圧力高信号により自動減圧系２６が作動して原子炉圧力容器３内の圧力を低下させて、原子炉水位低信号で起動した２系統の低圧注水系１９が注水を行う。
【００６５】
図２および図３は、本発明の第１実施形態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非常用炉心冷却系ネットワークの一例を説明する図である。
【００６６】
図２および図３に示すように、非常用炉心冷却系１を備えた改良沸騰水型原子炉５０について、原子力発電プラントの通常運転中に安全機能を有する系統の非常用電源のオンラインメンテナンスを実施する場合を想定する。例えば１系統の非常用ディーゼル発電機２７のオンラインメンテナンス中（図２においてＭ）にさらに他の１系統の非常用ディーゼル発電機２７の単一故障（図２において×）が生じると、都合２系統の非常用ディーゼル発電機２７が使用できなくなり、非常用炉心冷却系１のうち２区分の非常用電源が喪失する。
【００６７】
この場合、１系統の低圧注水系１９と１系統の高圧炉心注水系２２とから構成される１区分の非常用炉心冷却系１が運転できる状態である。この時、設計基準事故である原子炉原子炉冷却材の喪失事故が起こり、運転可能な１区分の非常用炉心冷却系１を構成する低圧注水系１９の接続配管が配管破断したと想定すると、１系統の高圧炉心注水系２２のみが原子炉圧力容器３内へ原子炉冷却材の注水が可能な状態である。
【００６８】
具体的には、非常用炉心冷却系１の区分１が有する非常用ディーゼル発電機２７のオンラインメンテナンス中に、区分２が有する非常用ディーゼル発電機２７の単一故障が生じると非常用炉心冷却系１のうち２区分の非常用電源が喪失する。そうすると、非常用炉心冷却系１の区分３が運転可能な状態となる。この時、設計基準事故である原子炉原子炉冷却材の喪失事故が起こり、運転可能な区分３の非常用炉心冷却系１を構成する低圧注水系１９の接続配管が配管破断したと想定すると、区分３の非常用炉心冷却系１が有する１系統の高圧炉心注水系２２のみが原子炉圧力容器３内へ原子炉冷却材の注水が可能な状態となる。
【００６９】
図１１に示すように、高圧炉心注水系２２が有する高圧炉心注水系ポンプ２１は、原子炉圧力容器３内の圧力が下降した際に原子炉圧力容器３内へ原子炉冷却材の注水が不可能となる従来の非常用炉心冷却系５２が有する原子炉隔離時冷却系２５とは異なり、原子炉圧力容器３内の圧力が下がるほど原子炉冷却材の注水流量が増加する特性を有する。すなわち、高圧炉心注水系２２では、従来の非常用炉心冷却系５２が有する原子炉隔離時冷却系２５とは異なり、原子炉圧力容器３内の圧力が下がった場合においても原子炉圧力容器３内へ原子炉冷却材を注水することができるので、低圧注水系１９の機能を果たすことができる。
【００７０】
したがって、本実施形態の非常用炉心冷却系１であれば、ある１区分の非常用炉心冷却系１が有する非常用ディーゼル発電機２７のオンラインメンテナンス中に、他の１区分の非常用炉心冷却系１が有する非常用ディーゼル発電機２７に単一故障が起きて、１区分の非常用炉心冷却系１のみが動作可能な場合に、さらに動作可能な１区分の非常用炉心冷却系１が有する低圧注水系１９の配管破断を想定しても、高圧炉心注水系２２により原子炉圧力容器３内を減圧して安定した流量の原子炉冷却材を原子炉圧力容器３内へ注水できる。また、動作可能な１区分の非常用炉心冷却系１が有する低圧注水系１９の配管の破断箇所が、残留熱除去系の運転モードの他の１つである格納容器冷却モードを利用した格納容器スプレイ冷却系３５の使用に影響のない部分で発生していれば、残留熱除去系の運転モードを切り替えて格納容器スプレイ冷却系３５の運転が可能となる。
【００７１】
すなわち、本実施形態の非常用炉心冷却系１を備えた改良沸騰水型原子炉５０では、ある系統の非常用電源のオンラインメンテナンス中に他の系統の非常用電源に単一故障が生じ、３区分ある非常用炉心冷却系のうち２区分が使用できなくなり、さらに使用可能な１区分の非常用炉心冷却系が有する接続配管の一部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が行えるように、注入系に多重性をもたせることができる。
【００７２】
また、原子炉冷却材の喪失事故後の長期にわたり原子炉格納容器２内部の崩壊熱を除去し、雰囲気中に浮遊する放射性物質を除染して、原子炉格納容器の健全性を保つことができる。
【００７３】
［第２の実施形態］
本発明に係る非常用炉心冷却系の第２実施形態について、図４から図５を参照して説明する。
【００７４】
図４は、本発明の第２実施形態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の概略図である。
【００７５】
この非常用炉心冷却系１Ａにおいて第１実施形態の非常用炉心冷却系１と同じ構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
【００７６】
図４に示すように、非常用炉心冷却系１Ａは、電動駆動の低圧注水系ポンプ１８を有する３系統の低圧注水系１９Ａと、電動駆動の高圧炉心注水系ポンプ２１を有する３系統の高圧炉心注水系２２Ａと、自動減圧系２６とから構成される。また、非常用炉心冷却系１Ａは、この系統を構成する機器の単一故障の仮定に加えて外部電源が利用できない場合においても、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系統の非常用ディーゼル発電機２７から電力が供給される。
【００７７】
また、非常用炉心冷却系１Ａは、１系統の低圧注水系１９Ａと１系統の高圧炉心注水系２２Ａと１系統の非常用ディーゼル発電機２７とから構成される区分１と、１系統の低圧注水系１９Ａと１系統の高圧炉心注水系２２Ａと１系統の非常用ディーゼル発電機２７とから構成される区分２と、１系統の低圧注水系１９Ａと１系統の高圧炉心注水系２２Ａと１系統の非常用ディーゼル発電機２７とから構成される区分３とからなる３区分構成である。
【００７８】
低圧注水系１９Ａは、残留熱除去系（図示省略）の運転モードの１つである低圧注水モードを利用した系統である。また、低圧注水系１９Ａは、圧力抑制室６から圧力抑制プール７のプール水（原子炉冷却材）を吸水して原子炉圧力容器３の炉心シュラウド９外側へ注水する系統であり、独立した３系統から構成される。さらに、非常用炉心冷却系１の区分１が有する低圧注水系１９Ａは、原子炉復水・給水系１６の給水管３２を介して、圧力抑制室６から圧力抑制プール７のプール水（原子炉冷却材）を吸水して原子炉圧力容器３の炉心シュラウド９外側へ注水する系統である。さらにまた、低圧注水系１９Ａは、原子炉格納容器２内のドライウェル５へ原子炉冷却材をスプレイ散水してドライウェル内の蒸気を凝縮させて圧力を緩和するとともに雰囲気中に浮遊する放射性物質を除染する格納容器スプレイ４２を有する。なお、格納容器スプレイ４２へ原子炉冷却材を供給する接続配管は、原子炉格納容器２の外部において原子炉圧力容器３の炉心シュラウド９外側へ注水する系統から分岐して設けられる。
【００７９】
高圧炉心注水系２２Ａは、初期には第１水源として復水貯蔵槽２８から、最終的には第２水源である圧力抑制室６のプール水（原子炉冷却材）から吸水して原子炉圧力容器３の炉心シュラウド９内側へ注水する系統であり、独立した３系統から構成される。また、高圧炉心注水系２２Ａは、原子炉格納容器２内のドライウェル５へ原子炉冷却材をスプレイ散水してドライウェル内の蒸気を凝縮させて圧力を緩和するとともに雰囲気中に浮遊する放射性物質を除染する格納容器スプレイ４３を有する。なお、格納容器スプレイ４３へ原子炉冷却材を供給する接続配管は、原子炉格納容器２の外部において原子炉圧力容器３の炉心シュラウド９内側へ注水する系統から分岐して設けられる。
【００８０】
図５は、本発明の第２実施形態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の他の一例を示す概略図である。
【００８１】
図５に示すように、非常用炉心冷却系１Ａが有する低圧注水系１９Ａと高圧炉心注水系２２Ａとは、格納容器スプレイ４４を共有する。また、非常用炉心冷却系１Ａが有する３区分の低圧注水系１９Ａと高圧炉心注水系２２Ａとが１系統の格納容器スプレイ（図示省略）を共有する構成とすることもできる。
【００８２】
これにより、非常用炉心冷却系１Ａの接続配管の系統を簡素化することができる。また、格納容器スプレイ４４の設置空間を小さくすることができるので、原子炉格納容器２内に存在する原子炉復水・給水系１６の給水管３２や主蒸気系１５の主蒸気管３３などの構造物の設置空間を侵すことなく、また定期検査などの原子炉格納容器２内での作業時に作業スペースを改善して作業性を向上することができる。
【００８３】
本実施形態の非常用炉心冷却系１Ａにおいて、ある１区分の非常用炉心冷却系１Ａが有する非常用ディーゼル発電機２７のオンラインメンテナンス中に、他の１区分の非常用炉心冷却系１Ａが有する非常用ディーゼル発電機２７に単一故障が起きて、１区分の非常用炉心冷却系１Ａのみが動作可能な場合を仮定する。この場合に、さらに動作可能な１区分の非常用炉心冷却系１Ａが有する高圧炉心注水系２２Ａのうち原子炉格納容器２の内部において原子炉圧力容器３の炉心シュラウド９内側へ注水する系統の配管破断を想定する。
【００８４】
本実施形態の非常用炉心冷却系１Ａによれば、動作可能な１区分の非常用炉心冷却系１Ａが有する高圧炉心注水系２２Ａの運転モードを、破断した配管とは別系統に設けられた接続配管が接続する格納容器スプレイ４３により、原子炉格納容器２内のドライウェル５へ原子炉冷却材をスプレイ散水してドライウェル内の蒸気を凝縮させて圧力を緩和するとともに雰囲気中に浮遊する放射性物質を除染できる。なお、動作可能な１区分の非常用炉心冷却系１Ａが有する低圧注水系１９Ａは、原子炉圧力容器３内へ原子炉冷却材の注水を継続することができる。
【００８５】
すなわち、本実施形態の非常用炉心冷却系１Ａを備えた改良沸騰水型原子炉５０では、ある系統の非常用電源のオンラインメンテナンス中に他の系統の非常用電源に単一故障が生じ、３区分ある非常用炉心冷却系のうち２区分が使用できなくなり、さらに使用可能な１区分の非常用炉心冷却系が有する接続配管の一部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が行えるように、注入系に多重性をもたせることができる。
【００８６】
また、原子炉冷却材の喪失事故後の長期にわたり原子炉格納容器２内部の崩壊熱を除去し、雰囲気中に浮遊する放射性物質を除染して、原子炉格納容器の健全性を保つことができる。
【００８７】
［第３の実施形態］
本発明に係る非常用炉心冷却系の第３実施形態について、図６を参照して説明する。
【００８８】
図６は、本発明の第３実施形態に係る非常用炉心冷却系の計装装置の概略を説明する図である。
【００８９】
この非常用炉心冷却系１Ｂにおいて第１実施形態の非常用炉心冷却系１と同じ構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
【００９０】
図６に示すように、非常用炉心冷却系１Ｂは、３区分の非常用炉心冷却系１Ｂが有する低圧注水系１９と高圧炉心注水系２２との原子炉格納容器２内の接続配管部に、いずれの系統が破断したのかを検知する破断検出装置４６を有する。非常用炉心冷却系１Ｂは３区分存在するが、図６には２区分を省略して示してある。
【００９１】
破断検出装置４６は、低圧注水系１９と高圧炉心注水系２２との原子炉格納容器２内の接続配管部の差圧を計測する差圧計４７と、差圧計４７の差圧が所定の圧力に達すると警報を発報する警報機４８とから構成される。また、差圧計４７は、低圧注水系１９と原子炉圧力容器３内との差圧を計測する差圧計と、高圧炉心注水系２２と原子炉圧力容器３内との差圧を計測する差圧計とを別個独立に設けても良い。
【００９２】
本実施形態の非常用炉心冷却系１Ｂにおいて、ある１区分の非常用炉心冷却系１Ｂが有する非常用ディーゼル発電機２７のオンラインメンテナンス中に、他の１区分の非常用炉心冷却系１Ｂが有する非常用ディーゼル発電機２７に単一故障が起きて、１区分の非常用炉心冷却系１Ｂのみが動作可能な場合を仮定する。この場合に、さらに動作可能な１区分の非常用炉心冷却系１Ｂが有する低圧注水系１９のうち原子炉格納容器２の内部において原子炉圧力容器３の炉心シュラウド９内へ注水する系統の配管破断を想定する。
【００９３】
本実施形態の非常用炉心冷却系１Ｂによれば、動作可能な１区分の非常用炉心冷却系１Ｂが有する高圧炉心注水系２２Ａと低圧注水系１９Ａとのいずれの系統が配管破断を生じたかを知ることができる。そうすると、動作可能な１区分の非常用炉心冷却系１Ｂが有する高圧炉心注水系２２による原子炉圧力容器３内への原子炉冷却材の注水を継続しつつ、低圧注水系１９の運転モードを、破断した配管とは別系統に設けられた接続配管が接続する格納容器スプレイ４３により、原子炉格納容器２内のドライウェル５へ原子炉冷却材をスプレイ散水してドライウェル内の蒸気を凝縮させて圧力を緩和するとともに雰囲気中に浮遊する放射性物質を除染できる。
【００９４】
すなわち、本実施形態の非常用炉心冷却系１Ｂを備えた改良沸騰水型原子炉５０では、ある系統の非常用電源のオンラインメンテナンス中に他の系統の非常用電源に単一故障が生じ、３区分ある非常用炉心冷却系のうち２区分が使用できなくなり、さらに使用可能な１区分の非常用炉心冷却系が有する接続配管の一部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が行えるように、注入系に多重性をもたせることができる。
【００９５】
また、原子炉冷却材の喪失事故後の長期にわたり原子炉格納容器２内部の崩壊熱を除去し、雰囲気中に浮遊する放射性物質を除染して、原子炉格納容器の健全性を保つことができる。
【図面の簡単な説明】
【００９６】
【図１】本発明の第１実施形態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の概略図。
【図２】本発明の第１実施形態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非常用炉心冷却系ネットワークの一例を説明する図。
【図３】本発明の第１実施形態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非常用炉心冷却系ネットワークの一例を説明する図。
【図４】本発明の第２実施形態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の概略図。
【図５】本発明の第２実施形態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の他の一例を示す概略図。
【図６】本発明の第３実施形態に係る非常用炉心冷却系の計装装置の概略を説明する図。
【図７】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の概略図。
【図８】従来の改良沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却系ネットワークを説明する図。
【図９】従来の改良沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却系ネットワークを説明する図。
【図１０】従来の改良沸騰水型原子炉における格納容器スプレイ冷却系の系統の概略図。
【図１１】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原子炉冷却材（冷却水）の注入特性の一例を示す図。
【図１２】従来の改良沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却系ネットワークの一例を説明する図。
【図１３】従来の改良沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却系ネットワークの一例を説明する図。
【符号の説明】
【００９７】
１、１Ａ、１Ｂ  非常用炉心冷却系
２  原子炉格納容器
３  原子炉圧力容器
５  ドライウェル
６  圧力抑制室
７  圧力抑制プール
８  原子炉炉心
９  炉心シュラウド
１１  ダウンカマ部
１２  冷却材再循環ポンプ
１３  炉心下部プレナム
１５  主蒸気系
１６  原子炉復水・給水系
１８  低圧注水系ポンプ
１９、１９Ａ  低圧注水系
２１  高圧炉心注水系ポンプ
２２、２２Ａ  高圧炉心注水系
２４  原子炉隔離時冷却系ポンプ
２５  原子炉隔離時冷却系
２６  自動減圧系
２７  非常用ディーゼル発電機
２８  復水貯蔵槽
２９  スパージャノズル
３０  主蒸気隔離弁
３２  給水管
３３  主蒸気管
３５  格納容器スプレイ冷却系
３６  格納容器スプレイ
３８  残留熱除去系熱交換器
３９  原子炉補機冷却系
４２  格納容器スプレイ
４３  格納容器スプレイ
４４  格納容器スプレイ
４６  破断検出装置
４７  差圧計
４８  警報機
５０  改良沸騰水型原子炉
５１  従来の改良沸騰水型原子炉
５２  従来の非常用炉心冷却系
【図１】
0004956316.tif 000002
【図２】
0004956316.tif 000003
【図３】
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【図４】
0004956316.tif 000005
【図５】
0004956316.tif 000006
【図６】
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【図７】
0004956316.tif 000008
【図８】
0004956316.tif 000009
【図９】
0004956316.tif 000010
【図１０】
0004956316.tif 000011
【図１１】
0004956316.tif 000012
【図１２】
0004956316.tif 000013
【図１３】
0004956316.tif 000014