JP2000275380A

JP2000275380A - 非常用炉心冷却系及びその取水設備

Info

Publication number: JP2000275380A
Application number: JP11083651A
Authority: JP
Inventors: Takashi Sato; 崇佐藤; Hirohide Oikawa; 弘秀及川; Hitoshi Muta; 仁牟田; Yuji Yamamoto; 雄司山本; Akira Murase; 昭村瀬
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1999-03-26
Filing date: 1999-03-26
Publication date: 2000-10-06

Abstract

(57)【要約】【課題】原子炉補機海水冷却系（ＲＳＷ）、非常用ディ
ーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）のオンラインメンテナンスを可
能として定期点検の時間短縮を図る。【解決手段】高圧炉心冷却系（ＨＰＣＦ８，ＲＣＩＣ
６）を３区分で構成し、低圧炉心冷却系（ＬＰＦＬ）１
及び残留熱除去系（ＲＨＲ）２を４区分で構成し、原子
炉補機冷却系（ＲＣＷ）３の配管を２ループで構成し、
原子炉補機冷却系ポンプを１ループ内に２台以上具備
し、原子炉補機海水冷却系（ＲＳＷ）４を原子炉補機冷
却系（ＲＣＷ）３の１ループに対してそれぞれ２ループ
以上、つまり合計４ループ以上で構成し、これらに給電
する非常用電源（Ｄ／Ｇ５，ＧＴＧ16）を４区分で構成
する。上記構成によりＲＨＲを２系統から４系統に増加
したことによりプラント運転時の原子炉除熱失敗の可能
性が低減し、Ｄ／Ｇ５を３台から４台に増加したことに
より電源喪失による炉心損傷の確率が低減する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は軽水型原子力発電設
備（ＬＷＲ）の非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）及びその
取水設備に関する。

【０００２】

【従来の技術】従来の沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）の中で
最新のものに新型改良型ＢＷＲ（ＡＢＷＲ）が知られて
いる。このＡＢＷＲの非常用炉心冷却系は３区分構成で
あり、それ以前の２区分構成しか持たない非常用炉心冷
却系よりも大幅に安全性を強化することに成功したもの
である。以下、このＡＢＷＲの非常用炉心冷却系につい
て図７及び図８により説明する。また、従来の非常用炉
心冷却系の取水設備の概要を図９により説明する。

【０００３】図７において、３区分からなる非常用炉心
冷却系は、各区分に低圧炉心冷却系（ＬＰＦＬ）１、残
留熱除去系（ＲＨＲ）２及び非常用ディーゼル発電機
（Ｄ／Ｇ）５を具備し、さらに、第１の区分には原子炉
隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）６を、第２及び第３の区分に
は高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ）８をそれぞれ設置してい
る。

【０００４】ここで便宜的に、非常用炉心冷却系のう
ち、図７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。

【０００５】次に、図８により、原子炉９及び原子炉格
納容器10内の熱がどのように冷却されるかを説明する。
図８中、原子炉補機冷却系（ＲＣＷ）３は３系統設けら
れており、それぞれ同一部分には同一符号を付してい
る。符号５はＤ／Ｇ、９は原子炉、10は原子炉格納容
器、11は圧力抑制プール水、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、17はＬＰＦＬ／ＲＨＲポンプ、18は非常用ＨＶＡＣ
及び非常用補機、19はＩＡ，ＣＲＤポンプ等、20は格納
容器内機器（ＲＩＰ・ＤＷＣ）、21は常用補機、22はＲ
ＣＷループ（循環配管）をそれぞれ示している。

【０００６】図７に示したＬＰＦＬ１とＲＨＲ２はポン
プを供用しており、原子炉９内の炉水または原子炉格納
容器10内の圧力抑制プール水11を循環してＲＨＲ熱交換
器（ＲＨＲＨｘ）12に通水することにより、原子炉９
及び原子炉格納容器10を冷却する機能を有している。

【０００７】ＲＨＲ熱交換器12に導かれた原子炉９及び
原子炉格納容器10内の熱は、原子炉補機冷却系（ＲＣ
Ｗ）３により冷却され、ＲＣＷ熱交換器13に導かれた熱
は、さらに、原子炉補機海水冷却系（ＲＳＷ）４により
海水に導かれる。

【０００８】ＡＢＷＲでは、このように原子炉９及び原
子炉格納容器10を冷却する原子炉補機冷却系（ＲＣＷ）
３が３系統設置されているため、原子炉９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、原子炉補機冷却系（ＲＣＷ）３と原子炉補機
海水冷却系（ＲＳＷ）４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。

【０００９】つぎに、図９において、原子炉補機海水冷
却系（ＲＳＷ）４が最終的な熱の逃がし場として利用す
る海水または河川水などを取水する取水設備の構造を説
明する。

【００１０】図９は従来のＡＢＷＲの非常用炉心冷却系
の取水設備を概略的に示す上面図で、熱交建屋23内にポ
ンプ水槽24が設置されており、ポンプ水槽24内に２枚の
分離壁25が設けられて３区分が構成され、ＲＳＷポンプ
15が２台一対となって３組配置されている。ポンプ水槽
24は導水路（Ａ），（Ｂ）26，27により取水槽28に連通
し、海水がポンプ水槽24内に導入されている。

【００１１】取水槽28内にも２枚の分離壁29が設けられ
て３区分が構成され、それぞれの区分に循環ポンプ30が
設置されている。なお、図９中、符号31はスクリーン、
32は沈砂池、33は取水口構造物、34はポンプヤード、35
はスクリーンヤードをそれぞれ示している。

【００１２】従来の取水設備では、ＲＳＷポンプ15が２
台ポンプ水槽を共有しており、ＲＳＷポンプ15またはＲ
ＣＷ熱交換器13を１台だけ待機除外にすることは不可能
であった。ポンプ水槽24は、むしろ、原子炉補機冷却系
（ＲＣＷ）３の系統に対応して設置されており、１系統
全体の待機除外が必要である。

【００１３】

【発明が解決しようとする課題】しかしながら、このよ
うに構成されたＡＢＷＲの非常用炉心冷却系は最もコス
ト配分の高い原子炉補機冷却系（ＲＣＷ）３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。

【００１４】また、非常用炉心冷却系では原子炉補機冷
却系３を３系統にしたにも関わらず、安全上の要求から
原子炉プラント運転中には長期間の保守を行うことがで
きないため、残留熱除去系（ＲＨＲ）２、原子炉補機冷
却系（ＲＣＷ）３、原子炉補機海水冷却系（ＲＳＷ）４
の保守作業はプラントの定期検査時にプラントの運転を
停止してかなり長時間をかけて行う必要があった。特
に、原子炉補機海水冷却系（ＲＳＷ）４の場合には、付
着した貝殻などの海生物を洗浄するため、長時間の保守
作業が必要となっている。

【００１５】この結果、プラントの稼働率の向上がこれ
以上行えない状態になっている。また、残留熱除去系
（ＲＨＲ）２，原子炉補機冷却系（ＲＣＷ）３，原子炉
補機海水冷却系（ＲＳＷ）４をプラント停止中に待機除
外にして保守することは、これを不要にできた場合に
は、プラント停止時の安全性向上に寄与する。

【００１６】これは、プラント停止中であっても、原子
炉の炉心から発生される崩壊熱を除去するために残留熱
除去系（ＲＨＲ）２、原子炉補機冷却系（ＲＣＷ）３、
原子炉補機海水冷却系（ＲＳＷ）４は少なくとも１系統
は運転を継続させなければならず、この１系統の冷却系
が故障して停止してしまい、かつ、他の系統が保守のた
め待機除外にある場合には、最悪の場合、炉心の損傷を
引き起こす可能性があるためである。

【００１７】したがって、プラント停止中であっても，
これらの冷却系はできるだけ多くの系統数を運転可能な
ように待機させておくことが，停止時の安全性からは望
ましい。

【００１８】このようにプラントの経済性及び安全性を
同時に向上させることが今後のプラント開発にとっては
急務となっており、コスト配分の高い原子炉補機冷却系
（ＲＣＷ）３のループ数低減を行うとともに、定検工程
上ドミナントになっている原子炉補機海水冷却系（ＲＳ
Ｗ）４等のオンラインメンテナンスを可能とすることが
必要となっている。

【００１９】また、原子炉補機海水冷却系（ＲＳＷ）４
の取水設備はＲＳＷポンプごとの独立性が確保されてお
らず、ＲＳＷポンプ１台、ＲＣＷ熱交換器13を１基単位
でオンラインメンテナンスを実施することはできなかっ
た。

【００２０】

【課題を解決するための手段】請求項１の発明は、高圧
炉心冷却系は高圧炉心冠水系（ＨＰＣＦ）２台と原子炉
隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）１台から成る３区分構成であ
り、低圧炉心冷却系及び残留熱除去系は４区分構成であ
り、原子炉補機冷却系は２ループであり、原子炉補機冷
却海水系の配管構成は４ループであり、原子炉補機冷却
系ポンプは１ループ内に２台以上具備し、原子炉補機海
水冷却系ポンプは１ループ内に１台以上具備し、これら
に給電する非常用電源は４区分構成であることを特徴と
する。

【００２１】請求項２の発明は、４台以上で構成した前
記非常用電源は非常用ディーゼル発電機と非常用ガスタ
ービン発電機とから構成されることを特徴とする。本発
明によれば非常用電源に多様性が具備されるため、共通
原因故障によるこれら非常用電源の同時故障の可能性を
大幅に低減できる。

【００２２】請求項３の発明は、自らのバッテリーに充
電しつつ、運転を自立して継続可能な新型原子炉隔離時
冷却系を設置したことを特徴とする。本発明によれば、
全交流電源が喪失した状況であっても、原子炉への冷却
水の補給が可能となり、長期の全電源喪失による炉心損
傷の発生確率を更に大幅に低減可能となる。

【００２３】請求項４の発明は、ポンプ水槽内に複数の
分離壁が設けられて複数に区分され、これらの区分内に
それぞれ原子炉補機海水冷却系のポンプが設置され、前
記ポンプ水槽内に海水が導入される導水路を介して取水
槽が設けられてなる非常用炉心冷却系取水設備におい
て、前記原子炉補機海水冷却系を４ループ以上設置し、
前記原子炉海水冷却系に対応して前記区分の取水口を前
記ポンプ及び熱交換器ごとにそれぞれ独立して４個以上
設置し、前記区分の取水口に分離用水門を設けてなるこ
とを特徴とする。

【００２４】

【発明の実施の形態】図１及び図２により本発明に係る
非常用炉心冷却系の第１の実施の形態を説明する。な
お、図１中図７と同一部分には同一符号を付して重複す
る部分の説明は省略し要部のみを説明する。

【００２５】図１は本発明の第１の実施の形態における
高圧炉心冷却系、低圧炉心冷却系、残留熱除去系、及
び、非常用電源の構成を示したものである。本発明の第
１の実施の形態が従来例と異なる点はフロントラインを
区分Ｉａ，区分Ｉｂ，区分IIａ，区分IIｂの４区分にし
てＬＰＦＬ１、ＲＨＲ２，及びＤ／Ｇ５を４区分構成と
してプラント運転時の確率論的安全評価（ＰＳＡ）を大
幅に向上させたことにある。

【００２６】すなわち、本実施の形態は図１に示したよ
うに、区分ＩａにＬＰＦＬ１／ＲＨＲ２及びＤ／Ｇ５を
設置し、区分ＩｂにＨＰＣＦ８，ＬＰＦＬ１／ＲＨＲ２
及びＤ／Ｇ５を設置し、区分IIａにＲＣＩＣ６，ＬＰＦ
Ｌ１／ＲＨＲ２及びＤ／Ｇ５を設置し、区分IIｂにＨＰ
ＣＦ８，ＬＰＦＬ１／ＲＨＲ２及びＤ／Ｇ５を設置して
いる。

【００２７】本実施の形態によれば、ＲＨＲ２が従来の
３系統から４系統に増加したことにより原子炉の除熱失
敗による炉心損傷の確率と、Ｄ／Ｇ５が従来の３台から
４台に増えたことにより電源喪失による炉心損傷の確率
をそれぞれ１桁以上も低減可能となる効果が得られる。

【００２８】次に、図２により本発明の第１の実施の形
態における原子炉補機冷却系（ＲＣＷ）及び原子炉補機
海水冷却系（ＲＳＷ）の構成を説明する。本実施の形態
では、原子炉補機冷却系（ＲＣＷ）３のＲＣＷループ
（循環配管）22は２ループとなっている。すなわち、Ｒ
ＣＷポンプ14は各ループ22に２台ずつ設置されている。
原子炉補機海水冷却系（ＲＳＷ）４は原子炉補機冷却系
（ＲＣＷ）３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。ＲＳＷポンプ15は１ルー
プに１台設置されている。

【００２９】ＲＣＷポンプ14及びＲＳＷポンプ15は１ル
ープ内の台数を更に増加しても良い。従来のＡＢＷＲの
場合には原子炉補機冷却系（ＲＣＷ）３の配管構成は３
ループであり、また系統容量は３ｘ50％である。

【００３０】これに対して、本実施の形態では、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。
各ループにポンプを２台ずつ設置するので、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％である）。

【００３１】また、４台あるＤ／Ｇ５からそれぞれ４台
あるポンプに給電を行う。これにより、本実施の形態で
は、動的機器はすべて４ｘ50％構成となる。このように
構成された本実施の形態では、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。

【００３２】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る。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。

【００３３】また、プラント運転中に原子炉補機海水冷
却系（ＲＳＷ）４及びＤ／Ｇ５を待機除外として、保守
点検が可能となるため、これらの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。

【００３４】このように、本実施の形態によれば、ポン
プ等の動的機器の容量を１台あたりでは、従来の２倍に
することにより、また、Ｄ／Ｇの台数を１台増加させる
ことにより、系統全体の信頼性及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。

【００３５】しかし、このように動的機器の容量を増大
させても原子炉補機冷却系（ＲＣＷ）３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り大幅
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。

【００３６】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原子炉補機
冷却系（ＲＣＷ）３の配管コストがかなり大きな割合を
占めていることと、Ｄ／Ｇ５の総容量は、他の要因でも
決っているため、４台構成とした場合には、むしろＤ／
Ｇ１台あたりの容量を小さくできるということによって
いる。

【００３７】さらに、本実施の形態では、定検工程に効
いている原子炉補機海水冷却系（ＲＳＷ）４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55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、本実施の形態によれば、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。

【００３８】なお、本実施の形態では、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。同様に原子炉補機海水冷却
系（ＲＳＷ）４のループ数及び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。

【００３９】次に、図３により本発明に係る第２の実施
の形態を説明する。図３中、図１と同一部分には同一符
号を付して重複する部分の説明は省略する。すなわち、
本実施の形態が第１の実施の形態と異なる点は、４台あ
る非常用電源のうち、区分Ｉａと区分IIａにＤ／Ｇ５を
設置し、区分Ｉｂと区分IIｂに非常用ガスタービン（Ｇ
ＴＧ）16を設置したことにある。

【００４０】本実施の形態によれば、非常用電源の多様
性が得られ、非常用電源の信頼性が大幅に向上するの
で、電源喪失による炉心損傷の発生確率を大幅に低減可
能となる。すなわち、Ｄ／Ｇ５だけの構成では、動作原
理が同一であるため、いわゆる共通原因故障によって、
Ｄ／Ｇ５全台が同時に機能喪失する確率がある一定値以
下に下がらなかったが、本実施の形態によればこの問題
を根本的に解決可能となる。

【００４１】また、ＧＴＧ16は通常はメンテナンスフリ
ーであるため、非常用電源の保守作業量を半減できると
いう効果が得られる。ＧＴＧ16はこのようにオンライン
メンテナンスも不要であるため、待機除外ができない安
全系をこのＧＴＧ16側に接続しておくことで、逆に、Ｄ
／Ｇ５側のオンラインメンテナンスが容易に行えるよう
になるという極めて重要な効果が得られる。このため、
ヨーロッパのプラントのようにすべての安全系を４区分
構成として待機除外可能な設計にする必要がない。

【００４２】２区分しかない安全系は、全てこのＧＴＧ
16側に接続しておくことにより、Ｄ／Ｇ５のオンライン
メンテナンスを全く安全上の支障が無い状態で実施する
ことが可能となる。本実施の形態の非常用炉心冷却系の
サポートラインの構成は、図２に示したものとほぼ同一
であるので説明を省略する。

【００４３】次に図４及び図５により本発明に係る第３
の実施の形態を説明する。図４は第３の実施の形態にお
ける非常用炉心冷却系のフロントラインを示しており、
本実施の形態が第２の実施の形態と異なる点は、図４に
示したように区分IIａに原子炉隔離時冷却系として自立
型の新型原子炉隔離時冷却系（ＡＲＣＩＣ）７を設置し
たことにある。

【００４４】ＡＲＣＩＣ７はタービンに連結された交流
発電機と整流器から出力される電流を充電器を介して蓄
積するバッテリーを設けることにより、全交流電源喪失
時の原子炉の安全性を維持するものである。このＡＲＣ
ＩＣ７について図５により詳しく説明する。

【００４５】図５中、符号９は蒸気発生器の一種である
原子炉で、この原子炉９には主給水ポンプ38から冷却水
39が供給される。また、原子炉９内の冷却水39の水位を
検出する水位計40において一定水位以下になったときに
出力される起動信号により外部の水源41からポンプ42を
介して補助給水が供給されるようになっている。

【００４６】一方、原子炉９で生成された水蒸気は、こ
の原子炉９に接続された蒸気管43により隔離弁44及び蒸
気加減弁53を介してタービン45に供給され、このタービ
ン45を駆動し電気を発生させる。

【００４７】そして、タービン45には前記ポンプ42を連
結させてポンプ42を作動させると共に、交流発電機46を
連結させてこの交流発電機46を作動させる。この交流発
電機46により発電された交流電源はケーブル47を介して
整流器48に入力され、ここで直流電源に変換され、更
に、充電器49を介してバッテリー50に蓄積されるように
してある。

【００４８】このようにして、バッテリー50に直流電源
を蓄積させるもので、バッテリー50とケーブル51を介し
て接続された制御器52によって前記タービン45を駆動制
御すべく、制御器52は、蒸気加減弁53の開度を調整して
タービン45の回転数の制御を行うようにしてある。

【００４９】ここで、原子力発電所において全交流電源
喪失事故が発生し、主給水ポンプ38が停止すると、原子
炉９内の冷却水39は核燃料が発生する残留熱によって蒸
発し、水位が降下を開始する。水位が降下し始めると水
位計40から起動信号が出力され隔離弁44が開となり、蒸
気管43を通して発生蒸気がタービン45に導かれ、タービ
ン45を回転させる。このタービン45に連結されたポンプ
42はタービン45から駆動力を得て水源41の冷却水を原子
炉９に注入し、冷却水39の水位を維持し、核燃料または
原子炉９内の細管の冷却が十分に行われる。

【００５０】一方、タービン45に連結された交流発電機
46はタービン45からの駆動力によって交流電源を発電
し、この交流電源はケーブル11を介して整流器48に導か
れて直流電源に変換される。そして、充電器49を介して
バッテリー50に蓄積されるもので、蓄積された直流電源
はケーブル51を介して制御器52に導かれ、蒸気加減弁53
の開度を調整してタービン45の回転数制御を行う。

【００５１】本実施の形態によれば、長期間の全交流電
源喪失に対して安全性を更に向上させることが可能とな
る。非常用電源を４区分化し、また、ＧＴＧ16による非
常用電源の多様性を強化し、さらに、区分IIａにＡＲＣ
ＩＣ７を設置することにより、従来の非常用炉心冷却系
及び非常用電源が単独では到底達成できなかった高度の
安全性を提供可能となる。

【００５２】次に図６により本発明に係る非常用炉心冷
却系の取水設備の実施の形態を説明する。図６中、図９
と同一部分には同一符号を付して重複する部分の説明は
省略する。

【００５３】本実施の形態が図９に示した従来例と異な
る点は、ポンプ水槽24内を３枚の分離壁25を設けて４個
所に区分し、それぞれの区分内に１台のＲＳＷポンプ15
を設置したことにある。また、それぞれの区分に海水を
取水できるように各区分の取水口にそれぞれに分離用水
門54を設置したことにある。４個所の区分は４ループ設
置されるＲＳＷのループに対応している。

【００５４】本実施の形態によれば、各ＲＳＷポンプ15
ごとに分離用水門54によって、そのポンプ15を隔離可能
となるため、ＲＳＷのオンラインメンテナンス時に循環
ポンプ30を設置する取水槽29に付着した海生物を他のポ
ンプ水槽24に影響を与えることなく洗浄可能となる効果
がある。

【００５５】

【発明の効果】本発明によれば、残留熱除去系を３系統
から４系統に増加したことによりプラント運転時の原子
炉除熱失敗の可能性が低減し、非常用ディーゼル発電機
を３台から４台に増加したことにより非常用電源の多重
故障ないしは、共通要因故障により炉心損傷事故が発生
する確率を大幅に低減することができる。

【００５６】また、プラント停止時には、全ての原子炉
補機海水冷却系と非常用電源を待機状態に維持可能であ
り、これらを停止してメンテナンスする必要が無いた
め、プラント停止時に炉心損傷事故が発生する確率も大
幅に低減する。

【００５７】さらに、原子炉補機海水冷却系と非常用電
源等の定検工程に従来クリティカルであった系統機器を
運転時にオンラインメンテナンス可能となるため、プラ
ントの停止期間を大幅に短くできるとともに、プラント
の稼働率を向上できる。

【００５８】以上により、プラントの運転経済性が向上
するとともに、原子炉補機冷却系の配管ループ数を従来
の３ループから２ループに低減することにより、プラン
トの初期コストが低減するとともに、原子炉補機冷却
系，原子炉補機海水冷却系及び非常用ディーゼル発電機
のオンラインメンテナンスが可能な非常用炉心冷却系を
提供できる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る非常用炉心冷却系の第１の実施の
形態におけるフロントラインを示す区分図。

【図２】本発明に係る非常用炉心冷却系の第１の実施の
形態におけるサポートラインを示す機器配管系統図。

【図３】本発明に係る非常用炉心冷却系の第２の実施の
形態におけるフロントラインを示す区分図。

【図４】本発明に係る非常用炉心冷却系の第３の実施の
形態におけるフロントラインを示す区分図。

【図５】図４における原子炉隔離時冷却系を説明するた
めの概略系統図。

【図６】本発明に係る非常用炉心冷却系の取水設備にお
ける実施の形態を概略的に示す上面図。

【図７】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区分図。

【図８】従来のＡＢＷＲの非常用炉心冷却系のサポート
ラインを説明するための機器配管系統図。

【図９】従来のＡＢＷＲの非常用炉心冷却系の取水設備
を概略的に示す上面図。

【符号の説明】

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（Ｄ／Ｇ）、６…原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩ
Ｃ）、７…新型原子炉隔離時冷却系（ＡＲＣＩＣ）、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（ＲＨＲＨｘ）、13…ＲＣＷ熱交換器（ＲＣＷＨ
ｘ）、14…ＲＣＷポンプ、15…ＲＳＷポンプ、16…非常
用ガスタービン発電機（ＧＴＧ）、17…ＬＰＦＬ／ＲＨ
Ｒポンプ、18…非常用ＨＶＡＣ及び非常用補機、19…Ｉ
Ａ，ＣＲＤポンプ等、20…格納容器内機器（ＲＩＰ・Ｄ
ＷＣ）、21…常用補機、22…ＲＣＷループ（循環配
管）、23…熱交建屋、24…ポンプ水槽、25…分離壁、26
…導水路（Ａ）、27…導水路（Ｂ）、28…取水槽，29…
分離壁、30…循環ポンプ、31…スクリーン、32…沈砂
池、33…取水口構造物、34…ポンプヤード、35…スクリ
ーンヤード、36…ＲＨＲ注入配管、37…ＲＨＲ吸込み配
管、38…主給水ポンプ、39…冷却水、40…水位計、41…
水源、42…ポンプ、43…蒸気管、44…隔離弁、45…ター
ビン、46…交流発電機、47…ケーブル、48…整流器、49
…充電器、50…バッテリー、51…ケーブル、52…制御
器、53…蒸気加減弁、54…分離用水門。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者牟田仁神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地株式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者山本雄司神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地株式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者村瀬昭神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地株式会社東芝横浜事業所内

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】高圧炉心冷却系を３区分で構成し、低圧
炉心冷却系及び残留熱除去系を４区分で構成し、原子炉
補機冷却系の配管を２ループで構成し、原子炉補機冷却
系ポンプを１ループ内に２台以上具備し、原子炉補機海
水冷却系を前記原子炉補機冷却系の１ループに対してそ
れぞれ２ループ以上、つまり合計４ループ以上で構成
し、これらに給電する非常用電源を４区分で構成してな
ることを特徴とする非常用炉心冷却系。
【請求項２】前記４区分で構成した非常用電源は非常
用ディーゼル発電機と非常用ガスタービン発電機とから
構成される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】前記非常用炉心冷却系に設置する原子炉
隔離時冷却系は自ら発電機を回転させた後バッテリに充
電する機能を有する新型原子炉隔離時冷却系からなるこ
とを特徴とする請求項１ないし２記載の非常用炉心冷却
系。
【請求項４】ポンプ水槽内に複数の分離壁が設けられ
て複数に区分され、これらの区分内にそれぞれ原子炉補
機海水冷却系のポンプが設置され、前記ポンプ水槽内に
海水が導入される導水路を介して取水槽が設けられてな
る非常用炉心冷却系取水設備において、前記原子炉補機
海水冷却系を４ループ以上設置し、前記原子炉海水冷却
系に対応して前記区分の取水口を前記ポンプ及び熱交換
器ごとにそれぞれ独立して４個以上設置し、前記区分の
取水口に分離用水門を設けてなることを特徴とする非常
用炉心冷却系取水設備。