JP2001091684A - Fuel pool cooling equipment - Google Patents

Fuel pool cooling equipment

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JP2001091684A
JP2001091684A JP26494799A JP26494799A JP2001091684A JP 2001091684 A JP2001091684 A JP 2001091684A JP 26494799 A JP26494799 A JP 26494799A JP 26494799 A JP26494799 A JP 26494799A JP 2001091684 A JP2001091684 A JP 2001091684A
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JP
Japan
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cooling
fuel pool
cooling water
heat exchanger
pump
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JP26494799A
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Japanese (ja)
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Yuji Yamamoto
雄司 山本
Takahisa Kondo
隆久 近藤
Fumihiko Ishibashi
文彦 石橋
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Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To heighten cooling capacity of a fuel pool according to a state exceeding a design base, such as shortening of periodic inspection, a long-term operation cycle, or the like. SOLUTION: In this equipment, one ends of a cooling water supply pipeline 19 and a cooling water return pipeline 20 are respectively connected to a secondary side nuclear reactor auxiliary cooling water pipeline 23 and a nuclear reactor auxiliary cooling water return pipeline 24 for a fuel pool cooling purification system heat exchanger 6 of a spent fuel pool 2, while the other ends of the cooling water supply pipeline 19 and the cooling water return pipeline 20 are respectively connected to a turbine auxiliary cooling water supply pipeline 21 and a return pipeline 22. Therefore, heat generated in the spent fuel pool 2 is removed by the cooling water supply pipeline 19 and the cooling water return pipeline 20 except a nuclear reactor auxiliary cooling system through the fuel pool cooling purification system heat exchanger 6.

Description

【発明の詳細な説明】DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION

【0001】[0001]

【発明の属する技術分野】本発明は、沸騰水型原子力プ
ラントにおいて使用済燃料から発生する崩壊熱を除去す
るための燃料プール冷却設備に関する。
The present invention relates to a fuel pool cooling system for removing decay heat generated from spent fuel in a boiling water nuclear power plant.

【0002】[0002]

【従来の技術】沸騰水型原子力プラントに設置されてい
る燃料プール冷却設備の従来例を図14を参照しながら説
明する。図14中、符号1は原子炉ウェルで、原子炉ウェ
ル1に隣接してプールゲート17を介して燃料プール2が
設置されている。プラント通常運転中は、燃料プール2
内に貯蔵された使用済燃料から発生する崩壊熱は、燃料
プール2内のプール水、つまり冷却水により奪い、加熱
された冷却水をスキマサージタンク3から燃料プール冷
却浄化系ポンプ(以下、FPCポンプと記す)4を通し
て燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩装置(以下、FPC−
F/Dと記す)5に流入して浄化した後、燃料プール冷
却浄化系熱交換器(以下、FPC熱交換器と記す)6に
より冷却(除熱)し、冷却水を戻り配管を通して再び燃
料プール2内に戻している。
2. Description of the Related Art A conventional example of a fuel pool cooling system installed in a boiling water nuclear power plant will be described with reference to FIG. In FIG. 14, reference numeral 1 denotes a reactor well, and a fuel pool 2 is installed adjacent to the reactor well 1 via a pool gate 17. During normal operation of the plant, fuel pool 2
The decay heat generated from the spent fuel stored in the fuel pool is taken away by the pool water in the fuel pool 2, that is, the cooling water, and the heated cooling water is removed from the skimmer surge tank 3 by a fuel pool cooling / purifying system pump (hereinafter, referred to as FPC). Through a pump 4, a fuel pool cooling / purifying system filtration and desalination device (hereinafter, FPC-
F / D) 5 to be purified, and then cooled (removed) by a fuel pool cooling / purifying heat exchanger (hereinafter referred to as FPC heat exchanger) 6, and the cooling water is returned to the fuel through a return pipe. Returned to pool 2.

【0003】ここで、FPC熱交換器6からの除熱系は
原子炉補機冷却系ポンプ(以下、RCWポンプと記す)
8から流入する冷却水の循環により、原子炉補機冷却系
熱交換器(以下、RCW熱交換器と記す)9で行われ
る。そして、RCW熱交換器9には常用海水ポンプ7に
より海水が流通してFPC熱交換器6側の熱を奪い、最
終的に海に放出して除熱される。
Here, a heat removal system from the FPC heat exchanger 6 is a reactor auxiliary system cooling system pump (hereinafter, referred to as RCW pump).
The cooling water flowing from the cooling water 8 circulates in a reactor auxiliary cooling system heat exchanger (hereinafter referred to as an RCW heat exchanger) 9. Then, the seawater flows through the RCW heat exchanger 9 by the regular seawater pump 7 to take heat from the FPC heat exchanger 6 side, and finally discharge it to the sea to remove heat.

【0004】また、プラント定期検査(以下、定検と記
す)中は燃料交換の際、プールゲート17を開き、原子炉
圧力容器18,原子炉ウェル1及び燃料プール2間に存在
する使用済燃料及び使用中の燃料を燃料プール冷却浄化
系及び残留熱除去系により冷却している。
[0004] Further, during a periodic inspection of the plant (hereinafter, referred to as a regular inspection), when refueling, the pool gate 17 is opened, and the spent fuel existing between the reactor pressure vessel 18, the reactor well 1 and the fuel pool 2 is opened. Further, the fuel in use is cooled by the fuel pool cooling purification system and the residual heat removal system.

【0005】冷却方法については、燃料プール冷却浄化
系はプラント通常運転中と同様の方法で行い、残留熱除
去系は原子炉圧力容器18から残留熱除去系ポンプ(以
下、RHRポンプと記す)13を通して残留熱除去系熱交
換器(以下、RHR熱交換器と記す)12に流入して冷却
した後、再び原子炉圧力容器18内に戻している。ここ
で、RHR熱交換器12からの除熱系は残留熱除去系海水
系ポンプ(以下、RHRSポンプと記す)11による冷却
系であり、最終的に海に放出して除熱される。
[0005] Regarding the cooling method, the fuel pool cooling and purification system is performed in the same manner as during normal operation of the plant, and the residual heat removal system is supplied from a reactor pressure vessel 18 to a residual heat removal system pump (hereinafter referred to as an RHR pump) 13. After flowing into a residual heat removal type heat exchanger (hereinafter, referred to as an RHR heat exchanger) 12 for cooling, it is returned to the reactor pressure vessel 18 again. Here, the heat removal system from the RHR heat exchanger 12 is a cooling system using a residual heat removal system seawater pump (hereinafter referred to as RHRS pump) 11, and is finally discharged to the sea to remove heat.

【0006】なお、原子炉圧力容器18内の燃料を全て燃
料プール2へ移動させるような定検のケースでは、残留
熱除去系もスキマサージタンク3から取水し、冷却の
後、燃料プール2へ戻すこともできるようになってい
る。
In the case of regular inspection in which all the fuel in the reactor pressure vessel 18 is moved to the fuel pool 2, the residual heat removal system also takes water from the skimmer surge tank 3, and after cooling, moves to the fuel pool 2. It can be returned.

【0007】常用海水ポンプ7はタービン補機冷却系熱
交換器(以下、TCW熱交換器と記す)14の二次側供給
配管、つまり海水が流通する側の配管に接続し、TCW
熱交換器14の一次側、つまり二次側と熱交換する側はタ
ービン補機冷却系ポンプ(以下、TCWポンプと記す)
15を経由してタービン補機冷却系の負荷(以下、TCW
の負荷と記す)16に接続し、TCWの負荷16の戻り熱は
TCW熱交換器14の二次側配管を経由して海に放出され
る。
The regular seawater pump 7 is connected to a secondary supply pipe of a turbine auxiliary cooling system heat exchanger (hereinafter referred to as a TCW heat exchanger) 14, that is, a pipe on the side where seawater flows, and a TCW
The primary side of the heat exchanger 14, that is, the side that exchanges heat with the secondary side is a turbine auxiliary cooling system pump (hereinafter, referred to as a TCW pump).
15, the load of the turbine auxiliary cooling system (hereinafter TCW)
The return heat of the TCW load 16 is released to the sea via the secondary pipe of the TCW heat exchanger 14.

【0008】[0008]

【発明が解決しようとする課題】現時点の運用として、
燃料プール2の冷却に関しては特に問題は発生していな
いが、定検短縮及び発電所の長期運転サイクル、又はプ
ルサーマル計画としてのMOX燃料の導入が挙げられた
場合、これらはいずれも燃料プール冷却の観点からは設
計条件を超えた厳しい方向となっている。
[Problems to be solved by the invention] As the current operation,
Although no particular problem has occurred with regard to cooling of the fuel pool 2, if short-term inspection and long-term operation cycle of the power plant or introduction of MOX fuel as a pluthermal plan were mentioned, none of these would be required for cooling the fuel pool. From a viewpoint, it is a severe direction that exceeds the design conditions.

【0009】具体的には、定検短縮は燃料交換後の燃料
プール2と原子炉ウェル1の間のプールゲート17の閉鎖
時期が早くなることにより、燃料プール冷却設備単独で
燃料プール2を冷却しなければならない時期が早い時期
となる一方、崩壊熱は照射後の冷却期間が短いほど大き
いことから、除熱しなければならない崩壊熱が増える方
向となる。
More specifically, the regular inspection is shortened because the pool gate 17 between the fuel pool 2 and the reactor well 1 after fuel exchange is closed earlier, so that the fuel pool 2 is cooled by the fuel pool cooling equipment alone. While the time to perform the heat treatment is earlier, the shorter the cooling period after irradiation, the larger the decay heat. Therefore, the decay heat to be removed tends to increase.

【0010】又、長期運転サイクルは1回当たりの取出
し燃料本数が増え、崩壊熱は燃料プール2内で冷却され
ている使用済燃料よりも原子炉圧力容器18から取出し直
後の使用済燃料の方が大きいことから、燃料プール冷却
設備で除熱しなければならない崩壊熱が増える方向とな
る。
In the long-term operation cycle, the number of fuels taken out per one time increases, and the decay heat of the spent fuel immediately after being taken out of the reactor pressure vessel 18 is larger than that of the spent fuel cooled in the fuel pool 2. Therefore, the decay heat that must be removed by the fuel pool cooling equipment tends to increase.

【0011】さらに、MOX燃料はウラン燃料よりも単
位体数当たりの崩壊熱が増える方向となる。出力増加に
ついても、炉心熱出力の増加に応じて取出し後の使用済
燃料についての崩壊熱が増加するため、燃料プール冷却
設備で除熱しなければならない熱負荷が増える方向とな
る。
Furthermore, the MOX fuel tends to increase the decay heat per unit number more than the uranium fuel. Regarding the power increase, the decay heat of the spent fuel after being taken out increases in accordance with the increase in the core thermal output, so that the heat load that must be removed by the fuel pool cooling equipment tends to increase.

【0012】本発明は、上記課題を解決するためになさ
れたもので、定検短縮又は長期運転サイクル等で燃料プ
ールの熱負荷が燃料プール冷却浄化系の能力が上回った
場合でも、前記除熱負荷の増加に対応でき、燃料プール
内の使用済燃料から放出される崩壊熱を容易に除去する
ことができる燃料プール冷却設備を提供することを目的
とする。
SUMMARY OF THE INVENTION The present invention has been made to solve the above-mentioned problems. Even when the heat load of the fuel pool exceeds the capacity of the fuel pool cooling and purifying system due to a shortened regular inspection or a long operation cycle, the heat removal is performed. It is an object of the present invention to provide a fuel pool cooling system capable of coping with an increase in load and easily removing decay heat released from spent fuel in a fuel pool.

【0013】[0013]

【課題を解決するための手段】請求項1の発明は、燃料
プールに接続する燃料プール冷却浄化系熱交換器と、こ
の燃料プール冷却浄化系熱交換器の二次側冷却水配管に
接続する原子炉補機冷却系と、前記二次側冷却水配管に
分岐して接続する前記原子炉補機冷却系以外の冷却水配
管とを具備したことを特徴とする。
According to a first aspect of the present invention, a fuel pool cooling / purifying system heat exchanger connected to a fuel pool and a secondary cooling water pipe of the fuel pool cooling / purifying system heat exchanger are connected. It is characterized by comprising a reactor auxiliary equipment cooling system, and a cooling water pipe other than the reactor auxiliary equipment cooling system branched and connected to the secondary side cooling water pipe.

【0014】請求項2の発明は、前記原子炉補機冷却系
以外の冷却水配管は海水を冷却源とするタービン補機冷
却水系からなることを特徴とする。請求項3の発明は、
前記原子炉補機冷却系以外の冷却水配管は、タービン補
機冷却水系を冷却源とする冷水系からなることを特徴と
する。
A second aspect of the present invention is characterized in that the cooling water piping other than the reactor auxiliary equipment cooling system comprises a turbine auxiliary equipment cooling water system using seawater as a cooling source. The invention of claim 3 is
The cooling water piping other than the reactor accessory cooling system is characterized by comprising a cooling water system using a turbine accessory cooling water system as a cooling source.

【0015】請求項4の発明は、前記原子炉補機冷却系
以外の冷却水配管は、原子炉補機冷却系を冷却源とする
冷水系からなることを特徴とする。請求項5の発明は、
前記原子炉補機冷却系以外の冷却水配管は、大気を冷却
源とする空気冷却器による冷却水系からなることを特徴
とする。
A fourth aspect of the present invention is characterized in that the cooling water piping other than the reactor auxiliary equipment cooling system comprises a cold water system using the reactor auxiliary equipment cooling system as a cooling source. The invention of claim 5 is
The cooling water piping other than the reactor auxiliary cooling system is characterized by comprising a cooling water system by an air cooler using the atmosphere as a cooling source.

【0016】請求項6の発明は、前記原子炉補機冷却系
以外の冷却水配管は、大気を冷却源とする冷水系からな
ることを特徴とする。請求項7の発明は、前記原子炉補
機冷却系以外の冷却水配管は、海水系からなることを特
徴とする。
A sixth aspect of the present invention is characterized in that the cooling water piping other than the cooling system for the auxiliary reactors comprises a cooling water system using the atmosphere as a cooling source. The invention according to claim 7 is characterized in that the cooling water piping other than the reactor auxiliary cooling system is formed of a seawater system.

【0017】請求項8の発明は、前記原子炉補機冷却系
以外の冷却水配管は、残留熱除去海水系からなることを
特徴とする。請求項9の発明は、使用済燃料プールの燃
料プール冷却として従来の燃料プール冷却浄化系とは他
の冷却設備を設置してなり、前記他の冷却設備はタービ
ン補機冷却水系、原子炉補機冷却系、残留熱除去海水
系、冷水系、又は大気を冷却源とする空気冷却器による
冷却水系から選択された少なくとも1つの系統からなる
ことを特徴とする。請求項10の発明は、前記燃料プール
冷却浄化系ろ過脱塩装置の出入口側にバイパス配管を切
替え弁を介して接続してなることを特徴とする。
The invention according to claim 8 is characterized in that the cooling water pipes other than the cooling system for the reactor auxiliary equipment are formed of a seawater system for removing residual heat. According to a ninth aspect of the present invention, a cooling system other than the conventional fuel pool cooling and purifying system is installed as a fuel pool cooling system for the spent fuel pool, and the other cooling system includes a turbine auxiliary cooling water system and a reactor auxiliary cooling system. It is characterized by comprising at least one system selected from a machine cooling system, a residual heat removal seawater system, a chilled water system, or a cooling water system using an air cooler using the atmosphere as a cooling source. The invention according to claim 10 is characterized in that a bypass pipe is connected to an inlet / outlet side of the fuel pool cooling / purifying system filtration and desalination apparatus via a switching valve.

【0018】請求項1から8に対応する発明は、定検短
縮等で現状の燃料プール冷却浄化系の冷却能力以上の熱
負荷を除熱しなければならない場合に、従来設置のFP
C熱交換器を用いて、従来設置の除熱パスとは別の除熱
パスにより、原子炉補機冷却水温度より低い冷却水を供
給することにより、燃料プールの冷却能力を向上するこ
とができる。
[0018] The invention corresponding to claims 1 to 8 is a conventional FP installed when a heat load higher than the cooling capacity of the current fuel pool cooling and purifying system has to be removed due to shortened regular inspection.
The cooling capacity of the fuel pool can be improved by supplying cooling water lower than the cooling water temperature of the reactor auxiliary equipment using a heat removal path separate from the conventionally installed heat removal path using the C heat exchanger. it can.

【0019】請求項2から7に対応する発明において、
除熱パスとして順にタービン補機冷却系、タービン補機
冷却系を冷却源とする冷水系、原子炉補機冷却系を冷却
源とする冷水系、大気冷却の空気冷却器、空気冷却器を
冷却源とする冷水系、海水系、残留熱除去海水系による
課題解決を図ることができる。
In the invention corresponding to claims 2 to 7,
Cooling the turbine accessory cooling system, the chilled water system with the turbine accessory cooling system as the cooling source, the chilled water system with the reactor accessory cooling system as the cooling source, the air-cooled air cooler, and the air cooler as the heat removal path. The problem can be solved by the cold water system, seawater system, and residual heat removal seawater system as the source.

【0020】請求項9に対応する発明は、定検短縮等で
従来の燃料プール冷却浄化系の冷却能力以上の熱負荷を
除熱しなければならない場合に、従来のFPC系とは別
に設置した冷却系によっても燃料プールの冷却を可能と
することができる。又、従来のFPC系と相俟って燃料
プールの冷却を可能とすることもできる。
The invention corresponding to claim 9 is a cooling system installed separately from the conventional FPC system when it is necessary to remove a heat load higher than the cooling capacity of the conventional fuel pool cooling and purification system due to shortened regular inspection. Depending on the system, cooling of the fuel pool can be enabled. Further, the fuel pool can be cooled in combination with the conventional FPC system.

【0021】請求項9に対応する除熱パスとして、順に
タービン補機冷却系、原子炉補機冷却系、残留熱除去海
水系、冷水系、大気冷却の空気冷却器による課題解決を
図ることができる。
As a heat removal path corresponding to the ninth aspect, the problem is solved by a turbine accessory cooling system, a reactor accessory cooling system, a residual heat removal seawater system, a chilled water system, and an air-cooled air cooler. it can.

【0022】請求項10に対応する発明は、本来地震等で
ろ過脱塩装置が使用できないような事象時においても、
継続して冷却可能とするために設置しているろ過脱塩装
置バイパス配管を、定検短縮等で従来設置されている燃
料プール冷却浄化系の冷却能力以上の熱負荷を除熱しな
ければならない場合に運用することにより、FPC系の
冷却能力を向上させ、結果的に他の請求項に記載の設備
と相俟って燃料プールの冷却能力を向上させることがで
きる。
[0022] The invention corresponding to claim 10 can be used even in the event that the filtration and desalination apparatus cannot be used due to an earthquake or the like.
When it is necessary to remove the heat load over the cooling capacity of the conventionally installed fuel pool cooling and purification system by shortening the regular inspection, etc., for the bypass piping installed in the filtration and desalination equipment to enable continuous cooling. In this case, the cooling capacity of the FPC system can be improved, and as a result, the cooling capacity of the fuel pool can be improved in combination with the facilities described in the other claims.

【0023】[0023]

【発明の実施の形態】(第1の実施の形態)図1により
請求項1及び2の発明に対応する燃料プール冷却設備の
第1の実施の形態を説明する。
(First Embodiment) A first embodiment of a fuel pool cooling system according to the first and second aspects of the present invention will be described with reference to FIG.

【0024】図1中、図14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。本実施の形態が従
来例と異なる点は、TCWポンプ15によるタービン補機
冷却水供給配管21と原子炉補機冷却水供給配管23とを接
続する冷却水供給配管19と、原子炉補機冷却水戻り配管
24とタービン補機冷却水戻り配管22とを接続する冷却水
戻り配管20を設置するとともに、冷却水供給配管19と冷
却水戻り配管20にそれぞれ切替え弁25を設けたことにあ
る。
In FIG. 1, the same portions as those in FIG. 14 are denoted by the same reference numerals, and the description of the overlapping portions will be omitted. The present embodiment is different from the conventional example in that a cooling water supply pipe 19 for connecting a turbine auxiliary equipment cooling water supply pipe 21 and a reactor auxiliary equipment cooling water supply pipe 23 by a TCW pump 15 and a reactor auxiliary equipment cooling Water return piping
A cooling water return pipe 20 for connecting the cooling water return pipe 22 to the turbine auxiliary cooling water return pipe 22 is provided, and a switching valve 25 is provided for each of the cooling water supply pipe 19 and the cooling water return pipe 20.

【0025】次に第1の実施の形態の作用を説明する。
通常運転中は燃料プール2の冷却はFPCポンプ4によ
り循環する燃料プール水をFPC熱交換器6を通してR
CWポンプ8により循環する原子炉補機冷却水をRCW
熱交換器9を通して常用海水ポンプ7により海水冷却を
行う。
Next, the operation of the first embodiment will be described.
During normal operation, the fuel pool 2 is cooled by the FPC pump 4 by circulating fuel pool water through the FPC heat exchanger 6.
RCW cooling water circulated by CW pump 8
Seawater is cooled by the regular seawater pump 7 through the heat exchanger 9.

【0026】定検短縮及び運転サイクルの長期化等で、
定検中に設計上考慮していないような燃料プール2内で
の熱負荷が発生した場合は切替え弁25によりFPC熱交
換器6への冷却水の切替えを行うことで、燃料プール2
の冷却はFPCポンプ4により循環する燃料プール水を
FPC熱交換器6を通してTCWポンプ15により循環す
るタービン補機冷却水をTCW熱交換器14を通して常用
海水ポンプ7により海水冷却を行い、除熱能力の向上に
より燃料プールの冷却を行うことができる。
By shortening the regular inspection and lengthening the operation cycle,
If a heat load in the fuel pool 2 that is not taken into account during the regular inspection is taken into consideration in the fuel pool 2, the switching of the cooling water to the FPC heat exchanger 6 is performed by the switching valve 25.
Cooling is performed by cooling the fuel pool water circulated by the FPC pump 4 through the FPC heat exchanger 6 and the turbine accessory cooling water circulated by the TCW pump 15 through the TCW heat exchanger 14 by the regular seawater pump 7 to remove seawater. The fuel pool can be cooled by the improvement of the fuel pool.

【0027】本実施の形態によれば、設計ベースを超え
た状況、すなわち、定検短縮及び発電所の長期運転サイ
クル或いはプルサーマル計画としてのMOX燃料の導入
に対しても、燃料プールの冷却を問題なく行うことがで
きる。
According to the present embodiment, the cooling of the fuel pool is a problem even in situations beyond the design base, that is, for shortening of regular inspection and introduction of MOX fuel as a long-term operation cycle of the power plant or as a pluthermal plan. Can be done without.

【0028】(第2の実施の形態)図2により請求項3
の発明に対応する燃料プール冷却設備の第2の実施の形
態を説明する。
(Second Embodiment) Referring to FIG.
A second embodiment of the fuel pool cooling equipment according to the present invention will be described.

【0029】本実施の形態はTCWポンプ15によるター
ビン補機冷却水供給配管21に冷凍機26の一次側入口を接
続し、冷凍機26の一次側出口をタービン補機冷却水戻り
配管22に接続する。冷凍機26の二次側に冷却水供給配管
19と冷却水戻り配管20を接続する。冷却水戻り配管20に
冷水ポンプ27を接続する。冷却水供給配管19の出口側を
原子炉補機冷却水供給配管23に切替え弁25を介して接続
する。冷却水戻り配管20の入口側をFPC熱交換器6に
切替え弁25を介して接続する。
In this embodiment, the primary inlet of the refrigerator 26 is connected to the turbine auxiliary cooling water supply pipe 21 by the TCW pump 15, and the primary outlet of the refrigerator 26 is connected to the turbine auxiliary cooling water return pipe 22. I do. Cooling water supply piping on the secondary side of the refrigerator 26
19 and the cooling water return pipe 20 are connected. The cooling water pump 27 is connected to the cooling water return pipe 20. The outlet side of the cooling water supply pipe 19 is connected to the reactor auxiliary equipment cooling water supply pipe 23 via a switching valve 25. The inlet side of the cooling water return pipe 20 is connected to the FPC heat exchanger 6 via the switching valve 25.

【0030】次に作用を説明する。通常運転中は燃料プ
ール2の冷却はFPCポンプ4により循環する燃料プー
ル水をFPC熱交換器6を通してRCWポンプ8により
循環する原子炉補機冷却水をRCW熱交換器9を通して
常用海水ポンプ7により海水冷却を行う。
Next, the operation will be described. During normal operation, the fuel pool 2 is cooled by the FPC pump 4 through the FPC heat exchanger 6 and the reactor auxiliary equipment cooling water circulated by the RCW pump 8 by the RCW heat exchanger 9 by the regular seawater pump 7. Perform seawater cooling.

【0031】定検短縮及び運転サイクルの長期化等で、
定検中に設計上考慮していないような燃料プール2内で
の熱負荷が発生した場合は、切替え弁25によりFPC熱
交換器6への冷却水の切替えを行うことで燃料プール2
の冷却はFPCポンプ4により循環する燃料プール水を
FPC熱交換器6を通して冷水ポンプ27により循環する
冷水を冷凍機26を通してタービン補機冷却系を経て常用
海水ポンプ7により海水冷却を行い、除熱能力の向上に
より燃料プールの冷却を行うことができる。
By shortening the regular inspection and lengthening the operation cycle,
If a heat load in the fuel pool 2 that is not taken into consideration in design during the regular inspection occurs, the switching valve 25 switches the cooling water to the FPC heat exchanger 6 so that the fuel pool 2 is switched.
Cooling is performed by cooling the fuel pool water circulated by the FPC pump 4 through the FPC heat exchanger 6, chilled water circulated by the chilled water pump 27, passing through the refrigerator 26, passing through the turbine auxiliary cooling system, cooling the seawater by the regular seawater pump 7, and removing heat. The cooling of the fuel pool can be performed by improving the capacity.

【0032】本実施の形態によれば、設計ベースを超え
た状況、つまり、定検短縮及び発電所の長期運転サイク
ル或いはプルサーマル計画としてのMOX燃料の導入に
対しても、燃料プールの冷却を問題なく行うことができ
る。
According to the present embodiment, the cooling of the fuel pool is a problem even in situations beyond the design base, that is, for the shortening of the regular inspection and the introduction of MOX fuel as a long-term operation cycle of the power plant or as a pull thermal plan. Can be done without.

【0033】(第3の実施の形態)図3により請求項4
の発明に対応する燃料プール冷却設備の第3の実施の形
態を説明する。
(Third Embodiment) Referring to FIG.
A third embodiment of the fuel pool cooling system according to the present invention will be described.

【0034】本実施の形態はRCWポンプ8による原子
炉補機冷却水供給配管23に冷凍機26の一次側入口に接続
し、冷凍機の一次側出口を原子炉補機冷却水戻り配管24
に接続する。冷凍機26の二次側に冷却水供給配管19と冷
却水戻り配管20を接続する。冷却水戻り配管20に冷水ポ
ンプ27を接続する。
In this embodiment, a primary coolant inlet of a refrigerator 26 is connected to a cooling water supply pipe 23 for the auxiliary equipment of the reactor by the RCW pump 8, and a primary outlet of the cooling equipment is connected to a cooling water return pipe 24 of the auxiliary equipment for the reactor.
Connect to A cooling water supply pipe 19 and a cooling water return pipe 20 are connected to the secondary side of the refrigerator 26. The cooling water pump 27 is connected to the cooling water return pipe 20.

【0035】冷水ポンプ27による原子炉補機冷却水供給
配管23に接続する冷却水供給配管19,原子炉補機冷却水
戻り配管24から分岐した冷水ポンプ27に接続する冷却水
戻り配管20,又切替え弁25により構成される。
A cooling water supply pipe 19 connected to the cooling water supply pipe 23 for the auxiliary equipment by the cold water pump 27, a cooling water return pipe 20 connected to the cooling water pump 27 branched from the cooling water return pipe 24 for the auxiliary equipment cooling water, and The switching valve 25 is provided.

【0036】次に作用を説明する。通常運転中は燃料プ
ール2の冷却はFPCポンプ4により循環する燃料プー
ル水をFPC熱交換器6を通してRCWポンプ8により
循環する原子炉補機冷却水をRCW熱交換器9を通して
常用海水ポンプ7により海水冷却を行う。
Next, the operation will be described. During normal operation, the fuel pool 2 is cooled by the FPC pump 4 through the FPC heat exchanger 6 and the reactor auxiliary equipment cooling water circulated by the RCW pump 8 by the RCW heat exchanger 9 by the regular seawater pump 7. Perform seawater cooling.

【0037】定検短縮及び運転サイクルの長期化等で、
定検中に設計上考慮していないような燃料プール2内で
の熱負荷が発生した場合は、切替え弁25によりFPC熱
交換器6への冷却水の切替えを行うことで燃料プール2
の冷却はFPCポンプ4により循環する燃料プール水を
FPC熱交換器6を通して冷水ポンプ27により循環する
冷水を冷凍機26を通して原子炉補機冷却系を経て常用海
水ポンプ7により海水冷却を行い、除熱能力の向上によ
り燃料プールの冷却を行うことができる。
By shortening the regular inspection and prolonging the operation cycle,
If a heat load in the fuel pool 2 that is not taken into consideration in design during the regular inspection occurs, the switching valve 25 switches the cooling water to the FPC heat exchanger 6 so that the fuel pool 2 is switched.
Cooling is performed by cooling the fuel pool water circulated by the FPC pump 4 through the FPC heat exchanger 6, chilled water circulated by the chilled water pump 27, through the refrigerator 26, through the auxiliary cooling system of the reactor, by the common seawater pump 7 and cooling the seawater. The cooling of the fuel pool can be performed by improving the heat capacity.

【0038】本実施の形態によれば、設計ベースを超え
た状況、すなわち、定検短縮及び発電所の長期運転サイ
クル或いはプルサーマル計画としてのMOX燃料の導入
に対しても、燃料プールの冷却を問題なく行うことがで
きる。
According to the present embodiment, the cooling of the fuel pool is a problem even in situations beyond the design base, that is, for shortening of regular inspection and introduction of MOX fuel as a long-term operation cycle of the power plant or as a pluthermal plan. Can be done without.

【0039】(第4の実施の形態)図4により請求項5
の発明に対応する燃料プール冷却設備の第4の実施の形
態を説明する。
(Fourth Embodiment) Referring to FIG.
A fourth embodiment of the fuel pool cooling equipment according to the present invention will be described.

【0040】本実施の形態はFPC熱交換器6の二次側
冷却水配管として接続した原子炉補機冷却水供給配管23
と、同じく戻り配管24に分岐して冷却水供給配管19と冷
却水戻り配管20を接続し、前記冷却水供給配管19に第1
のポンプ28を接続し、第1のポンプ28と冷却水戻り配管
20を空気冷却器29に接続し、各配管に切替え弁25を設け
たことにある。
In the present embodiment, a cooling water supply pipe 23 for the auxiliary reactor of the reactor connected as a secondary cooling water pipe of the FPC heat exchanger 6 is used.
Similarly, the cooling water supply pipe 19 and the cooling water return pipe 20 are connected to the return pipe 24, and the cooling water supply pipe 19 is connected to the first cooling water supply pipe 19.
Pump 28 and the first pump 28 and cooling water return piping
20 is connected to an air cooler 29, and a switching valve 25 is provided for each pipe.

【0041】次に作用を説明する。通常運転中は燃料プ
ール2の冷却はFPCポンプ4により循環する燃料プー
ル水をFPC熱交換器6を通してRCWポンプ8により
循環する原子炉補機冷却水をRCW熱交換器9を通して
常用海水ポンプ7により海水冷却を行う。
Next, the operation will be described. During normal operation, the fuel pool 2 is cooled by the FPC pump 4 through the FPC heat exchanger 6 and the reactor auxiliary equipment cooling water circulated by the RCW pump 8 by the RCW heat exchanger 9 by the regular seawater pump 7. Perform seawater cooling.

【0042】定検短縮及び運転サイクルの長期化等で、
定検中に設計上考慮していないような燃料プール2内で
の熱負荷が発生した場合は、切替え弁25によりFPC熱
交換器6への冷却水の切替えを行うことで、燃料プール
2の冷却はポンプ28により循環する循環水を空気冷却器
29を通して大気冷却を行い、除熱能力の向上により燃料
プールの冷却を行うことができる。
By shortening the regular inspection and lengthening the operation cycle,
When a heat load in the fuel pool 2 that is not taken into consideration in design during the regular inspection occurs, the cooling water is switched to the FPC heat exchanger 6 by the switching valve 25 so that the fuel pool 2 Cooling uses circulating water circulated by pump 28 as an air cooler.
Air cooling is performed through 29, and cooling of the fuel pool can be performed by improving the heat removal capacity.

【0043】本実施の形態によれば、設計ベースを超え
た状況、すなわち、定検短縮及び発電所の長期運転サイ
クル或いはプルサーマル計画としてのMOX燃料の導入
に対しても、燃料プールの冷却を問題なく行うことがで
きる。
According to the present embodiment, the cooling of the fuel pool is a problem even in a situation beyond the design base, that is, in the shortening of the periodic inspection and the introduction of MOX fuel as a long-term operation cycle of the power plant or as a pull thermal plan. Can be done without.

【0044】(第5の実施の形態)図5により請求項6
の発明に対応する燃料プール冷却設備の第5の実施の形
態を説明する。
(Fifth Embodiment) Referring to FIG.
A fifth embodiment of the fuel pool cooling equipment according to the present invention will be described.

【0045】本実施の形態はFPC熱交換器6の二次側
冷却水配管として接続した原子炉補機冷却水供給配管23
と、同じく戻り配管24に分岐して冷却水供給配管19と冷
却水戻り配管20を接続し、この冷却水戻り配管20に冷水
ポンプ27を接続し、冷水ポンプ27と冷却水供給配管19を
冷凍機26に接続し、冷凍機26に空気冷却設備30を接続
し、各配管に切替え弁25を設けたことにある。
In the present embodiment, a cooling water supply pipe 23 for an auxiliary reactor of a reactor connected as a secondary cooling water pipe of the FPC heat exchanger 6 is used.
Similarly, the cooling water supply pipe 19 and the cooling water return pipe 20 are connected to the return pipe 24, and the cooling water pump 27 is connected to the cooling water return pipe 20, and the cooling water pump 27 and the cooling water supply pipe 19 are frozen. That is, the air cooling equipment 30 is connected to the refrigerator 26, and the switching valve 25 is provided in each pipe.

【0046】次に作用を説明する。通常運転中は燃料プ
ール2の冷却はFPCポンプ4により循環する燃料プー
ル水をFPC熱交換器6を通してRCWポンプ8により
循環する原子炉補機冷却水をRCW熱交換器9を通して
常用海水ポンプ7により海水冷却を行う。
Next, the operation will be described. During normal operation, the fuel pool 2 is cooled by the FPC pump 4 through the FPC heat exchanger 6 and the reactor auxiliary equipment cooling water circulated by the RCW pump 8 by the RCW heat exchanger 9 by the regular seawater pump 7. Perform seawater cooling.

【0047】定検短縮及び運転サイクルの長期化等で、
定検中に設計上考慮していないような燃料プール2内で
の熱負荷が発生した場合は、切替え弁25によりFPC熱
交換器6への冷却水の切替えを行うことで、燃料プール
2の冷却はFPC熱交換器6を通して冷水ポンプ27によ
り循環する冷水を冷凍機26を通して冷却し、冷凍機26は
空気冷却設備30により大気冷却を行い、除熱能力の向上
により燃料プール2の冷却を行うことができる。
By shortening the regular inspection and prolonging the operation cycle,
When a heat load in the fuel pool 2 that is not taken into consideration in design during the regular inspection occurs, the cooling water is switched to the FPC heat exchanger 6 by the switching valve 25 so that the fuel pool 2 For cooling, the chilled water circulated by the chilled water pump 27 through the FPC heat exchanger 6 is cooled through the refrigerator 26, and the refrigerator 26 cools the atmosphere by the air cooling equipment 30, and cools the fuel pool 2 by improving the heat removal capacity. be able to.

【0048】本実施の形態によれば、設計ベースを超え
た状況、すなわち、定検短縮及び発電所の長期運転サイ
クル或いはプルサーマル計画としてのMOX燃料の導入
に対しても、燃料プールの冷却を問題なく行うことがで
きる。
According to the present embodiment, the cooling of the fuel pool is a problem even in situations beyond the design base, that is, for shortening of regular inspection and introduction of MOX fuel as a long-term operation cycle of the power plant or as a pull thermal plan. Can be done without.

【0049】(第6の実施の形態)図6により請求項7
の発明に対応する燃料プール冷却設備の第6の実施の形
態を説明する。
(Sixth Embodiment) Referring to FIG.
A sixth embodiment of the fuel pool cooling system according to the present invention will be described.

【0050】本実施の形態はFPC熱交換器6の二次側
冷却水配管として接続した原子炉補機冷却水供給配管23
と、同じく戻り配管24に分岐して冷却水供給配管19と冷
却水戻り配管20を接続し、冷却水供給配管19を海水ポン
プ31に接続し、冷却水戻り配管20を放水路38に接続し、
各配管に切替え弁25を設けたことにある。
In the present embodiment, the cooling water supply pipe 23 for the auxiliary reactor of the reactor connected as the secondary cooling water pipe of the FPC heat exchanger 6 is used.
Similarly, the cooling water supply pipe 19 and the cooling water return pipe 20 are connected to the return pipe 24, the cooling water supply pipe 19 is connected to the seawater pump 31, and the cooling water return pipe 20 is connected to the water discharge passage 38. ,
That is, a switching valve 25 is provided for each pipe.

【0051】次に作用を説明する。通常運転中は燃料プ
ール2の冷却はFPCポンプ4により循環する燃料プー
ル水をFPC熱交換器6を通してRCWポンプ8により
循環する原子炉補機冷却水をRCW熱交換器9を通して
常用海水ポンプ7により海水冷却を行う。
Next, the operation will be described. During normal operation, the fuel pool 2 is cooled by the FPC pump 4 through the FPC heat exchanger 6 and the reactor auxiliary equipment cooling water circulated by the RCW pump 8 by the RCW heat exchanger 9 by the regular seawater pump 7. Perform seawater cooling.

【0052】定検短縮及び運転サイクルの長期化等で、
定検中に設計上考慮していないような燃料プール2内で
の熱負荷が発生した場合は、切替え弁25によりFPC熱
交換器6への冷却水の切替えを行うことで、燃料プール
2の冷却はFPCポンプ4により循環する燃料プール水
をFPC熱交換器6を通して海水ポンプ31により海水冷
却され、除熱能力の向上により燃料プール2の冷却を行
うことができる。冷却水戻り配管20からの冷却水は放水
路38に放出される。
By shortening the regular inspection and lengthening the operation cycle,
When a heat load in the fuel pool 2 that is not taken into consideration in design during the regular inspection occurs, the cooling water is switched to the FPC heat exchanger 6 by the switching valve 25 so that the fuel pool 2 For cooling, the fuel pool water circulated by the FPC pump 4 is cooled by seawater by the seawater pump 31 through the FPC heat exchanger 6, and the fuel pool 2 can be cooled by improving the heat removal capability. The cooling water from the cooling water return pipe 20 is discharged to the water discharge channel 38.

【0053】本実施の形態によれば、設計ベースを超え
た状況、すなわち、定検短縮及び発電所の長期運転サイ
クル或いはプルサーマル計画としてのMOX燃料の導入
に対しても、燃料プールの冷却を問題なく行うことがで
きる。
According to the present embodiment, the cooling of the fuel pool is a problem even in situations beyond the design base, that is, for shortening of regular inspection and introduction of MOX fuel as a long-term operation cycle of the power plant or as a pull thermal plan. Can be done without.

【0054】(第7の実施の形態)図7により請求項8
の発明に対応する燃料プール冷却設備の第7の実施の形
態を説明する。
(Seventh Embodiment) Referring to FIG.
A seventh embodiment of a fuel pool cooling system according to the present invention will be described.

【0055】本実施の形態は、図6に示した第6の実施
の形態において、冷却水供給配管19に接続した海水ポン
プ31の代りに残留熱除去海水系ポンプ11を設けたことに
ある。その他の部分は第6の実施の形態と同様である。
This embodiment is different from the sixth embodiment shown in FIG. 6 in that a seawater pump 31 connected to the cooling water supply pipe 19 is replaced by a seawater pump 11 for removing residual heat. Other parts are the same as in the sixth embodiment.

【0056】次に作用を説明する。通常運転中は燃料プ
ール2の冷却はFPCポンプ4により循環する燃料プー
ル水をFPC熱交換器6を通してRCWポンプ8により
循環する原子炉補機冷却水をRCW熱交換器9を通して
常用海水ポンプ7により海水冷却を行う。
Next, the operation will be described. During normal operation, the fuel pool 2 is cooled by the FPC pump 4 through the FPC heat exchanger 6 and the reactor auxiliary equipment cooling water circulated by the RCW pump 8 by the RCW heat exchanger 9 by the regular seawater pump 7. Perform seawater cooling.

【0057】定検短縮及び運転サイクルの長期化等で、
定検中に設計上考慮していないような燃料プール2内で
の熱負荷が発生した場合は、切替え弁25によりFPC熱
交換器6への冷却水の切替えを行うことで、燃料プール
2の冷却はFPCポンプ4により循環する燃料プール水
をFPC熱交換器6を通して残留熱除去海水系ポンプ11
により海水冷却され、除熱能力の向上により燃料プール
2の冷却を行うことができる。
By shortening the regular inspection and prolonging the operation cycle,
When a heat load in the fuel pool 2 that is not taken into consideration in design during the regular inspection occurs, the cooling water is switched to the FPC heat exchanger 6 by the switching valve 25 so that the fuel pool 2 For cooling, the fuel pool water circulated by the FPC pump 4 is passed through the FPC heat exchanger 6 to remove the residual heat from the seawater pump 11.
Thus, the seawater is cooled, and the fuel pool 2 can be cooled by improving the heat removal capacity.

【0058】本実施の形態によれば、設計ベースを超え
た状況、すなわち、定検短縮及び発電所の長期運転サイ
クル或いはプルサーマル計画としてのMOX燃料の導入
に対しても、燃料プールの冷却を問題なく行うことがで
きる。
According to the present embodiment, the cooling of the fuel pool is a problem even in situations beyond the design base, that is, in the shortening of regular inspection and the introduction of MOX fuel as a long-term operation cycle of the power plant or as a pull thermal plan. Can be done without.

【0059】(第8の実施の形態)図8により請求項9
の発明に対応する燃料プール冷却設備の第8の実施の形
態を説明する。
(Eighth Embodiment) Referring to FIG.
An eighth embodiment of the fuel pool cooling equipment according to the present invention will be described.

【0060】本実施の形態はスキマサージタンク3とF
PCポンプ4を接続する配管に分岐して燃料プール水供
給配管33を弁35を介して接続し、燃料プール2に弁35を
介して燃料プール水戻り配管34を接続し、燃料プール水
供給配管33に第1のポンプ28を接続し、第1のポンプ28
と燃料プール水戻り配管34を熱交換器32の一次側に接続
し、熱交換器32の二次側に冷却水供給配管19と冷却水戻
り配管20を接続し、冷却水供給配管19をタービン補機冷
却水供給配管21に接続し、冷却水戻り配管20をタービン
補機冷却水戻り配管22に接続したことにある。
In this embodiment, the skimmer surge tank 3 and the F
A fuel pool water supply pipe 33 is connected to a fuel pool water supply pipe 33 via a valve 35, and a fuel pool water return pipe 34 is connected to the fuel pool 2 via a valve 35. The first pump 28 is connected to 33, and the first pump 28
The fuel pool water return pipe 34 is connected to the primary side of the heat exchanger 32, the cooling water supply pipe 19 and the cooling water return pipe 20 are connected to the secondary side of the heat exchanger 32, and the cooling water supply pipe 19 is connected to the turbine. That is, it is connected to the auxiliary equipment cooling water supply pipe 21 and the cooling water return pipe 20 is connected to the turbine auxiliary equipment cooling water return pipe 22.

【0061】次に作用を説明する。通常運転中は燃料プ
ール2の冷却はFPCポンプ4により循環する燃料プー
ル水をFPC熱交換器6を通してRCWポンプ8により
循環する原子炉補機冷却水をRCW熱交換器9を通して
常用海水ポンプ7により海水冷却を行う。
Next, the operation will be described. During normal operation, the fuel pool 2 is cooled by the FPC pump 4 through the FPC heat exchanger 6 and the reactor auxiliary equipment cooling water circulated by the RCW pump 8 by the RCW heat exchanger 9 by the regular seawater pump 7. Perform seawater cooling.

【0062】定検短縮及び運転サイクルの長期化等で、
定検中に設計上考慮していないような燃料プール2内で
の熱負荷が発生した場合は、弁35により従来のFPC系
に加えてタービン補機冷却系によっても燃料プール2内
の除熱を熱交換器32,TCW熱交換器14を経て海水冷却
を行い、トータルでの除熱能力の向上により燃料プール
の冷却を行うことができる。
By shortening the regular inspection and prolonging the operation cycle,
If a heat load in the fuel pool 2 that is not considered in the design during the regular inspection occurs, the heat in the fuel pool 2 is removed by the valve auxiliary cooling system in addition to the conventional FPC system by the valve 35. The seawater is cooled through the heat exchanger 32 and the TCW heat exchanger 14, and the cooling of the fuel pool can be performed by improving the total heat removal capability.

【0063】本実施の形態によれば、設計ベースを超え
た状況、すなわち、定検短縮及び発電所の長期運転サイ
クル或いはプルサーマル計画としてのMOX燃料の導入
に対しても、燃料プールの冷却を問題なく行うことがで
きる。
According to the present embodiment, the cooling of the fuel pool is problematic even in situations beyond the design base, that is, for shortening of regular inspection and introduction of MOX fuel as a long-term operation cycle of the power plant or as a pull thermal plan. Can be done without.

【0064】(第9の実施の形態)図9により請求項9
の発明に対応する燃料プール冷却設備の第9の実施の形
態を説明する。
(Ninth Embodiment) Referring to FIG.
A ninth embodiment of a fuel pool cooling system according to the present invention will be described.

【0065】本実施の形態は図8に示した第8の実施の
形態において、熱交換器32に接続した冷却水供給配管19
の他端を原子炉補機冷却水供給配管23に接続するととも
に、熱交換器32に接続した冷却戻り配管20の他端を原子
炉補機冷却水戻り配管24に接続したことにある。その他
の部分は第8の実施の形態と同様であるので、その他の
説明は省略する。
This embodiment is different from the eighth embodiment shown in FIG. 8 in that a cooling water supply pipe 19 connected to a heat exchanger 32 is provided.
Is connected to the reactor auxiliary equipment cooling water supply pipe 23, and the other end of the cooling return pipe 20 connected to the heat exchanger 32 is connected to the reactor auxiliary equipment cooling water return pipe 24. The other parts are the same as in the eighth embodiment, and the other description is omitted.

【0066】次に作用を説明する。通常運転中は燃料プ
ール2の冷却はFPCポンプ4により循環する燃料プー
ル水をFPC熱交換器6を通してRCWポンプ8により
循環する原子炉補機冷却水をRCW熱交換器9を通して
常用海水ポンプ7により海水冷却を行う。
Next, the operation will be described. During normal operation, the fuel pool 2 is cooled by the FPC pump 4 through the FPC heat exchanger 6 and the reactor auxiliary equipment cooling water circulated by the RCW pump 8 by the RCW heat exchanger 9 by the regular seawater pump 7. Perform seawater cooling.

【0067】定検短縮及び運転サイクルの長期化等で、
定検中に設計上考慮していないような燃料プール2内で
の熱負荷が発生した場合は、弁35により従来のFPC系
に加えて新たに設置した熱交換器32を介して原子炉補機
冷却系による燃料プール2内の除熱を熱交換器32,RC
W熱交換器9を経て海水冷却を行い、トータルでの除熱
能力の向上により燃料プールの冷却を行うことができ
る。
By shortening the regular inspection and prolonging the operation cycle,
If a heat load in the fuel pool 2 that is not taken into consideration in design during the regular inspection occurs, the reactor 35 is supplied to the reactor through the newly installed heat exchanger 32 in addition to the conventional FPC system by the valve 35. Heat removal from the fuel pool 2 by the heat exchanger 32, heat exchanger 32, RC
Seawater cooling is performed through the W heat exchanger 9, and cooling of the fuel pool can be performed by improving the total heat removal capability.

【0068】本実施の形態によれば、設計ベースを超え
た状況、すなわち、定検短縮及び発電所の長期運転サイ
クル或いはプルサーマル計画としてのMOX燃料の導入
に対しても、燃料プールの冷却を問題なく行うことがで
きる。
According to the present embodiment, cooling of the fuel pool is a problem even in situations beyond the design base, that is, for shortening of regular inspection and introduction of MOX fuel as a long-term operation cycle of the power plant or as a pull thermal plan. Can be done without.

【0069】(第10の実施の形態)図10により請求項9
の発明に対応する燃料プール冷却設備の第10の実施の形
態を説明する。
(Tenth Embodiment) Referring to FIG.
A tenth embodiment of a fuel pool cooling system according to the present invention will be described.

【0070】本実施の形態は、図8に示した第8の実施
の形態において、熱交換器32に接続した冷却水供給配管
19の他端を残留熱除去海水系ポンプ11に接続するととも
に、熱交換器32に接続した冷却水戻り配管20の他端を放
水路38に接続したことにある。その他の部分は第8の実
施の形態と同様なので、重複する部分の説明は省略す
る。
This embodiment is different from the eighth embodiment shown in FIG. 8 in that a cooling water supply pipe connected to a heat exchanger 32 is provided.
The other end of 19 is connected to the residual heat removal seawater pump 11 and the other end of the cooling water return pipe 20 connected to the heat exchanger 32 is connected to the water discharge passage 38. The other parts are the same as in the eighth embodiment, and the description of the overlapping parts will be omitted.

【0071】次に作用を説明する。通常運転中は燃料プ
ール2の冷却はFPCポンプ4により循環する燃料プー
ル水をFPC熱交換器6を通してRCWポンプ8により
循環する原子炉補機冷却水をRCW熱交換器9を通して
常用海水ポンプ7により海水冷却を行う。
Next, the operation will be described. During normal operation, the fuel pool 2 is cooled by the FPC pump 4 through the FPC heat exchanger 6 and the reactor auxiliary equipment cooling water circulated by the RCW pump 8 by the RCW heat exchanger 9 by the regular seawater pump 7. Perform seawater cooling.

【0072】定検短縮及び運転サイクルの長期化等で、
定検中に設計上考慮していないような燃料プール2内で
の熱負荷が発生した場合は、弁35により従来のFPC系
に加えて新たに設置した熱交換器32を通して残留熱除去
海水系による燃料プール2内の除熱を熱交換器32を経て
海水冷却を行い、トータルでの除熱能力の向上により燃
料プールの冷却を行うことができる。
By shortening the regular inspection and prolonging the operation cycle,
If a heat load in the fuel pool 2 that is not considered in the design during the regular inspection occurs, the residual heat removal seawater system is passed through the newly installed heat exchanger 32 in addition to the conventional FPC system by the valve 35. The heat removal in the fuel pool 2 is performed by the seawater cooling through the heat exchanger 32, and the cooling of the fuel pool can be performed by improving the total heat removal capability.

【0073】本実施の形態によれば、設計ベースを超え
た状況、すなわち、定検短縮及び発電所の長期運転サイ
クル或いはプルサーマル計画としてのMOX燃料の導入
に対しても、燃料プールの冷却を問題なく行うことがで
きる。
According to the present embodiment, the cooling of the fuel pool is a problem even in situations beyond the design base, that is, for shortening of regular inspection and introduction of MOX fuel as a long-term operation cycle of the power plant or as a pull thermal plan. Can be done without.

【0074】(第11の実施の形態)図11により請求項9
の発明に対応する燃料プール冷却設備の第11の実施の形
態を説明する。
(Eleventh Embodiment) Referring to FIG.
An eleventh embodiment of the fuel pool cooling equipment according to the present invention will be described.

【0075】本実施の形態は図8に示した第8の実施の
形態において、熱交換器32に接続した冷却水供給配管19
の他端を冷水ポンプ27の吐出側に接続し、冷水ポンプ27
の吸込側を冷凍機26の出力側に接続し、熱交換器32に接
続した冷却水戻り配管20の他端を冷凍機26の入力側に接
続したことにある。その他の部分は第8の実施の形態と
同様なので、重複する部分の説明は省略する。
This embodiment is different from the eighth embodiment shown in FIG. 8 in that a cooling water supply pipe 19 connected to a heat exchanger 32 is provided.
Is connected to the discharge side of the chilled water pump 27,
Is connected to the output side of the refrigerator 26, and the other end of the cooling water return pipe 20 connected to the heat exchanger 32 is connected to the input side of the refrigerator 26. The other parts are the same as in the eighth embodiment, and the description of the overlapping parts will be omitted.

【0076】次に作用を説明する。通常運転中は燃料プ
ール2の冷却はFPCポンプ4により循環する燃料プー
ル水をFPC熱交換器6を通してRCWポンプ8により
循環する原子炉補機冷却水をRCW熱交換器9を通して
常用海水ポンプ7により海水冷却を行う。
Next, the operation will be described. During normal operation, the fuel pool 2 is cooled by the FPC pump 4 through the FPC heat exchanger 6 and the reactor auxiliary equipment cooling water circulated by the RCW pump 8 by the RCW heat exchanger 9 by the regular seawater pump 7. Perform seawater cooling.

【0077】定検短縮及び運転サイクルの長期化等で。
定検中に設計上考慮していないような燃料プール2内で
の熱負荷が発生した場合は、弁35により従来のFPC系
に加えて新たに設置した熱交換器32を通して冷水系によ
る燃料プール2内の除熱を熱交換器32を用いて行う。熱
交換器32には冷凍機26から冷水ポンプ27に供給される冷
水により冷却される。この冷水系の冷却は原子炉補機冷
却系又はタービン補機冷却系、空気冷却器等により行わ
れ、トータルでの除熱能力の向上により燃料プールの冷
却を行うことができる。
To shorten the regular inspection and lengthen the operation cycle.
If a heat load in the fuel pool 2 that is not considered in the design during the regular inspection occurs, the fuel pool by the chilled water system is passed through the newly installed heat exchanger 32 in addition to the conventional FPC system by the valve 35. The heat removal in 2 is performed using the heat exchanger 32. The heat exchanger 32 is cooled by cold water supplied from the refrigerator 26 to the cold water pump 27. The cooling of the chilled water system is performed by a cooling system for a nuclear reactor auxiliary equipment or a cooling system for a turbine auxiliary equipment, an air cooler, or the like, and the cooling of the fuel pool can be performed by improving the total heat removal capability.

【0078】本実施の形態によれば、設計ベースを超え
た状況、すなわち、定検短縮及び発電所の長期運転サイ
クル或いはプルサーマル計画としてのMOX燃料の導入
に対しても、燃料プールの冷却を問題なく行うことがで
きる。
According to the present embodiment, the cooling of the fuel pool is a problem even in situations beyond the design base, that is, in the shortening of the periodic inspection and the introduction of MOX fuel as a long-term operation cycle of the power plant or as a pull thermal plan. Can be done without.

【0079】(第12の実施の形態)図12により請求項9
の発明に対応する燃料プール冷却設備の第12の実施の形
態を説明する。
(Twelfth Embodiment) Referring to FIG.
A twelfth embodiment of the fuel pool cooling equipment according to the present invention will be described.

【0080】本実施の形態は図8に示した第8の実施の
形態において、熱交換器32に接続した冷却水供給配管19
の他端を第2のポンプ36の吐出側に接続し、第2のポン
プ36の吸込側を空気冷却器29の出力側に接続し、熱交換
器32に接続した冷却水戻り配管20の他端を空気冷却器29
の入力側に接続したことにある。その他の部分は第8の
実施の形態と同様なので、重複する部分の説明は省略す
る。
This embodiment is different from the eighth embodiment shown in FIG. 8 in that a cooling water supply pipe 19 connected to a heat exchanger 32 is provided.
Is connected to the discharge side of the second pump 36, the suction side of the second pump 36 is connected to the output side of the air cooler 29, and the other end of the cooling water return pipe 20 connected to the heat exchanger 32. Air cooler at the end 29
Connected to the input side of The other parts are the same as in the eighth embodiment, and the description of the overlapping parts will be omitted.

【0081】次に作用を説明する。通常運転中は燃料プ
ール2の冷却はFPCポンプ4により循環する燃料プー
ル水をFPC熱交換器6を通してRCWポンプ8により
循環する原子炉補機冷却水をRCW熱交換器9を通して
常用海水ポンプ7により海水冷却を行う。
Next, the operation will be described. During normal operation, the fuel pool 2 is cooled by the FPC pump 4 through the FPC heat exchanger 6 and the reactor auxiliary equipment cooling water circulated by the RCW pump 8 by the RCW heat exchanger 9 by the regular seawater pump 7. Perform seawater cooling.

【0082】定検短縮及び運転サイクルの長期化等で、
定検中に設計上考慮していないような燃料プール2内で
の熱負荷が発生した場合は、弁35により従来のFPC系
に加えて新たに設置する熱交換器32を通して空気冷却器
29による燃料プール2内の除熱を熱交換器32を用いて行
う。この空気冷却器29の冷却は大気により行われ、トー
タルでの除熱能力の向上により燃料プールの冷却を行う
ことができる。
By shortening the regular inspection and prolonging the operation cycle,
If a heat load in the fuel pool 2 that is not considered in the design during the regular inspection occurs, the air cooler is provided by the valve 35 through the newly installed heat exchanger 32 in addition to the conventional FPC system.
The heat removal in the fuel pool 2 by 29 is performed using the heat exchanger 32. The cooling of the air cooler 29 is performed by the atmosphere, and the cooling of the fuel pool can be performed by improving the total heat removal capability.

【0083】本実施の形態によれば、設計ベースを超え
た状況、すなわち、定検短縮及び発電所の長期運転サイ
クル或いはプルサーマル計画としてのMOX燃料の導入
に対しても、燃料プールの冷却を問題なく行うことがで
きる。
According to the present embodiment, the cooling of the fuel pool is a problem even in situations beyond the design base, that is, for the shortening of the periodic inspection and the introduction of MOX fuel as a long-term operation cycle of the power plant or as a pull thermal plan. Can be done without.

【0084】(第13の実施の形態)図13により請求項10
の発明に対応する燃料プール冷却設備の第13の実施の形
態を説明する。
(Thirteenth Embodiment) According to FIG.
A thirteenth embodiment of the fuel pool cooling equipment according to the present invention will be described.

【0085】本実施の形態は図14における従来例におい
て、図13に示すようにFPC−F/D5の入口側及び出
口側配管にバイパス配管37を設け、このバイパス配管37
と入口側配管にそれぞれ切替え弁25を設けたことにあ
る。その他の部分は図14と同様なので、重複する部分の
説明は省略する。
This embodiment is different from the conventional example shown in FIG. 14 in that a bypass pipe 37 is provided at the inlet and outlet pipes of the FPC-F / D 5 as shown in FIG.
And a switching valve 25 is provided for each of the inlet side piping. The other parts are the same as in FIG. 14, and the description of the overlapping parts is omitted.

【0086】次に作用を説明する。通常運転中は燃料プ
ール2の冷却はFPCポンプ4により循環する燃料プー
ル水をFPC熱交換器6を通してRCWポンプ8により
循環する原子炉補機冷却水をRCW熱交換器9を通して
常用海水ポンプ7により海水冷却を行う。
Next, the operation will be described. During normal operation, the fuel pool 2 is cooled by the FPC pump 4 through the FPC heat exchanger 6 and the reactor auxiliary equipment cooling water circulated by the RCW pump 8 by the RCW heat exchanger 9 by the regular seawater pump 7. Perform seawater cooling.

【0087】定検短縮及び運転サイクルの長期化等で、
定検中に設計上考慮していないような燃料プール2内で
の熱負荷が発生した場合は、弁25により従来のFPC系
では地震等の非常時のみ、或いはウェル排水時のみ運用
していたろ過脱塩装置バイパス配管37を用い、FPC−
F/D5による浄化を一時停止或いは流量を制限するこ
とにより、燃料プール冷却系内の系統抵抗を低減させる
ことにより系統流量を増加させ、結果的にFPC熱交換
器6の冷却水流量を増加させることで、既設のFPC熱
交換器6の冷却能力を向上させる。
By shortening the regular inspection and prolonging the operation cycle,
If a thermal load in the fuel pool 2 that was not taken into account during the regular inspection was taken into consideration, the valve 25 was used to operate the conventional FPC system only during an emergency such as an earthquake or when draining wells. The FPC-
By temporarily stopping the purification by the F / D 5 or restricting the flow rate, the system flow rate is increased by reducing the system resistance in the fuel pool cooling system, and as a result, the cooling water flow rate of the FPC heat exchanger 6 is increased. Thereby, the cooling capacity of the existing FPC heat exchanger 6 is improved.

【0088】本実施の形態によれば、設計ベースを超え
た状況、すなわち、定検短縮及び発電所の長期運転サイ
クル或いはプルサーマル計画としてのMOX燃料の導入
に対して、状況により本実施の形態のみ、或いは他の実
施の形態との組合わせで燃料プールの冷却を問題なく行
うことができる。
According to the present embodiment, depending on the situation that exceeds the design base, that is, the shortening of the regular inspection and the introduction of MOX fuel as a long-term operation cycle of the power plant or the pluthermal plan, only the present embodiment is used depending on the situation. Alternatively, the fuel pool can be cooled without any problem in combination with the other embodiments.

【0089】第1の実施の形態において、冷却源とし
て、非常用ディーゼル発電設備海水ポンプ、タービン補
機冷却海水ポンプ、原子炉補機冷却海水ポンプを用いて
も同様の効果が得られる。また、第9の実施の形態に関
する部分での冷却系として、常用海水ポンプ或いは非常
用ディーゼル発電設備海水ポンプ、タービン補機冷却海
水ポンプ、原子炉補機冷却海水ポンプを用いても同様の
効果が得られる。また、第1の実施の形態において、2
基設置されているFPC熱交換器の1基の冷却源を原子
炉補機冷却系のままとして、他方を冷凍機或いはタービ
ン補機冷却系で冷却することも同様の効果が得られる。
In the first embodiment, the same effect can be obtained by using a seawater pump for emergency diesel power generation equipment, a turbine auxiliary equipment cooling seawater pump, or a nuclear reactor auxiliary equipment cooling seawater pump as a cooling source. Similar effects can be obtained by using a service seawater pump or a seawater pump for emergency diesel power generation equipment, a turbine accessory cooling seawater pump, or a nuclear reactor accessory cooling seawater pump as the cooling system in the portion relating to the ninth embodiment. can get. In the first embodiment, 2
A similar effect can be obtained by cooling one of the installed FPC heat exchangers with the cooling system of the nuclear reactor auxiliary equipment while cooling the other with the cooling system of the refrigerator or turbine auxiliary equipment.

【0090】[0090]

【発明の効果】本発明によれば、設計ベースを超えた状
態、すなわち定検短縮及び発電所の長期運転サイクル、
又はプルサーマル計画としてのMOX燃料の導入、さら
には出力増加に対応して燃料プールの冷却を問題なく行
うことができる燃料プール冷却設備を提供することがで
きる。
According to the present invention, the state beyond the design base, that is, the shortened regular inspection and the long-term operation cycle of the power plant,
Alternatively, it is possible to provide a fuel pool cooling facility capable of cooling the fuel pool without any problem in response to the introduction of MOX fuel as a pluthermal plan and further increase in output.

【図面の簡単な説明】[Brief description of the drawings]

【図1】本発明に係る燃料プール冷却設備の第1の実施
の形態を示す配管系統図。
FIG. 1 is a piping diagram showing a first embodiment of a fuel pool cooling system according to the present invention.

【図2】本発明に係る燃料プール冷却設備の第2の実施
の形態を示す配管系統図。
FIG. 2 is a piping diagram showing a second embodiment of the fuel pool cooling system according to the present invention.

【図3】本発明に係る燃料プール冷却設備の第3の実施
の形態を示す配管系統図。
FIG. 3 is a piping system diagram showing a third embodiment of the fuel pool cooling system according to the present invention.

【図4】本発明に係る燃料プール冷却設備の第4の実施
の形態を示す配管系統図。
FIG. 4 is a piping diagram showing a fourth embodiment of the fuel pool cooling system according to the present invention.

【図5】本発明に係る燃料プール冷却設備の第5の実施
の形態を示す配管系統図。
FIG. 5 is a piping diagram showing a fifth embodiment of the fuel pool cooling system according to the present invention.

【図6】本発明に係る燃料プール冷却設備の第6の実施
の形態を示す配管系統図。
FIG. 6 is a piping system diagram showing a sixth embodiment of the fuel pool cooling system according to the present invention.

【図7】本発明に係る燃料プール冷却設備の第7の実施
の形態を示す配管系統図。
FIG. 7 is a piping diagram showing a seventh embodiment of the fuel pool cooling system according to the present invention.

【図8】本発明に係る燃料プール冷却設備の第8の実施
の形態を示す配管系統図。
FIG. 8 is a piping diagram showing an eighth embodiment of the fuel pool cooling system according to the present invention.

【図9】本発明に係る燃料プール冷却設備の第9の実施
の形態を示す配管系統図。
FIG. 9 is a piping diagram showing a ninth embodiment of a fuel pool cooling system according to the present invention.

【図10】本発明に係る燃料プール冷却設備の第10の実
施の形態を示す配管系統図。
FIG. 10 is a piping diagram showing a fuel pool cooling system according to a tenth embodiment of the present invention.

【図11】本発明に係る燃料プール冷却設備の第11の実
施の形態を示す配管系統図。
FIG. 11 is a piping system diagram showing an eleventh embodiment of a fuel pool cooling system according to the present invention.

【図12】本発明に係る燃料プール冷却設備の第12の実
施の形態を示す配管系統図。
FIG. 12 is a piping diagram showing a twelfth embodiment of a fuel pool cooling system according to the present invention.

【図13】本発明に係る燃料プール冷却設備の第13の実
施の形態を示す配管系統図。
FIG. 13 is a piping diagram showing a thirteenth embodiment of a fuel pool cooling system according to the present invention.

【図14】従来の燃料プール冷却設備を示す配管系統
図。
FIG. 14 is a piping diagram showing a conventional fuel pool cooling system.

【符号の説明】 1…原子炉ウェル、2…燃料プール、3…スキマサージ
タンク、4…燃料プール冷却浄化ポンプ(FPCポン
プ)、5…燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩装置(FPC
−F/D)、6…燃料プール冷却浄化系熱交換器(FP
C熱交換器)、7…常用海水ポンプ(SWポンプ)、8
…原子炉補機冷却系ポンプ(RCWポンプ)、9…原子
炉補機冷却系熱交換器(RCW熱交換器)、10…他の熱
負荷、11…残留熱除去海水系ポンプ(RHRSポン
プ)、12…残留熱除去系熱交換器(RHR熱交換器)、
13…残留熱除去系ポンプ(RHRポンプ)、14…タービ
ン補機冷却系熱交換器(TCW熱交換器)、15…タービ
ン補機冷却系ポンプ(TCWポンプ)、16…タービン補
機冷却系の負荷(TCWの負荷)、17…プールゲート、
18…原子炉圧力容器(RPV)、19…冷却水供給配管、
20…冷却水戻り配管、21…タービン補機冷却水供給配
管、22…タービン補機冷却水戻り配管、23…原子炉補機
冷却水供給配管、24…原子炉補機冷却水戻り配管、25…
切替え弁、26…冷凍機、27…冷水ポンプ、28…第1のポ
ンプ、29…空気冷却器、30…空気冷却設備、31…海水ポ
ンプ、32…熱交換器、33…燃料プール水供給配管、34…
燃料プール水戻り配管、35…弁、36…第2のポンプ、37
…ろ過脱塩装置バイパス配管、38…放水路。
[Description of Signs] 1 ... Reactor well, 2 ... Fuel pool, 3 ... Skim surge tank, 4 ... Fuel pool cooling purification pump (FPC pump), 5 ... Fuel pool cooling purification system filtration and desalination apparatus (FPC)
-F / D), 6 ... Fuel pool cooling / purifying heat exchanger (FP)
C heat exchanger), 7 ... regular seawater pump (SW pump), 8
... Reactor accessory cooling system pump (RCW pump), 9 ... Reactor accessory cooling system heat exchanger (RCW heat exchanger), 10 ... Other heat load, 11 ... Residual heat removal seawater pump (RHRS pump) , 12 ... heat exchanger for removing residual heat (RHR heat exchanger),
13: Residual heat removal system pump (RHR pump), 14: Turbine accessory cooling system heat exchanger (TCW heat exchanger), 15: Turbine accessory cooling system pump (TCW pump), 16: Turbine accessory cooling system Load (TCW load), 17… Pool gate,
18… Reactor pressure vessel (RPV), 19… Cooling water supply pipe,
20… Cooling water return pipe, 21… Turbine auxiliary equipment cooling water supply pipe, 22… Turbine auxiliary equipment cooling water supply pipe, 23… Reactor auxiliary equipment cooling water supply pipe, 24… Reactor auxiliary equipment cooling water return pipe, 25 …
Switching valve, 26 ... Refrigerator, 27 ... Cold water pump, 28 ... First pump, 29 ... Air cooler, 30 ... Air cooling equipment, 31 ... Seawater pump, 32 ... Heat exchanger, 33 ... Fuel pool water supply pipe , 34 ...
Fuel pool water return piping, 35 ... valve, 36 ... second pump, 37
... bypass line for filtration and desalination equipment, 38 ... discharge channel.

Claims (10)

【特許請求の範囲】[Claims] 【請求項1】 燃料プールに接続する燃料プール冷却浄
化系熱交換器と、この燃料プール冷却浄化系熱交換器の
二次側冷却水配管に接続する原子炉補機冷却系と、前記
二次側冷却水配管に分岐して接続する前記原子炉補機冷
却系以外の冷却水配管とを具備したことを特徴とする燃
料プール冷却設備。
1. A fuel pool cooling / purifying system heat exchanger connected to a fuel pool, a reactor auxiliary cooling system connected to a secondary cooling water pipe of the fuel pool cooling / purifying system heat exchanger, And a cooling water pipe other than the reactor auxiliary equipment cooling system branched and connected to the side cooling water pipe.
【請求項2】 前記原子炉補機冷却系以外の冷却水配管
は海水を冷却源とするタービン補機冷却水系からなるこ
とを特徴とする請求項1記載の燃料プール冷却設備。
2. The fuel pool cooling system according to claim 1, wherein a cooling water pipe other than the reactor auxiliary cooling system comprises a turbine auxiliary cooling water system using seawater as a cooling source.
【請求項3】 前記原子炉補機冷却系以外の冷却水配管
は、タービン補機冷却水系を冷却源とする冷水系からな
ることを特徴とする請求項1記載の燃料プール冷却設
備。
3. The fuel pool cooling system according to claim 1, wherein the cooling water piping other than the reactor accessory cooling system comprises a cooling water system using a turbine accessory cooling water system as a cooling source.
【請求項4】 前記原子炉補機冷却系以外の冷却水配管
は、原子炉補機冷却系を冷却源とする冷水系からなるこ
とを特徴とする請求項1記載の燃料プール冷却設備。
4. The fuel pool cooling system according to claim 1, wherein the cooling water piping other than the reactor accessory cooling system comprises a cooling water system using the reactor accessory cooling system as a cooling source.
【請求項5】 前記原子炉補機冷却系以外の冷却水配管
は、大気を冷却源とする空気冷却器による冷却水系から
なることを特徴とする請求項1記載の燃料プール冷却設
備。
5. The fuel pool cooling system according to claim 1, wherein the cooling water piping other than the reactor auxiliary cooling system comprises a cooling water system using an air cooler using the atmosphere as a cooling source.
【請求項6】 前記原子炉補機冷却系以外の冷却水配管
は、大気を冷却源とする冷水系からなることを特徴とす
る請求項1記載の燃料プール冷却設備。
6. The fuel pool cooling system according to claim 1, wherein the cooling water piping other than the reactor auxiliary cooling system is formed of a cooling water system using the atmosphere as a cooling source.
【請求項7】 前記原子炉補機冷却系以外の冷却水配管
は、海水系からなることを特徴とする燃料プール冷却設
備。
7. A fuel pool cooling system, wherein a cooling water pipe other than the reactor auxiliary equipment cooling system is formed of a seawater system.
【請求項8】 前記原子炉補機冷却系以外の冷却水配管
は、残留熱除去海水系からなることを特徴とする請求項
1記載の燃料プール冷却設備。
8. The fuel pool cooling system according to claim 1, wherein the cooling water piping other than the reactor auxiliary equipment cooling system comprises a residual heat removal seawater system.
【請求項9】 使用済燃料プールの燃料プール冷却とし
て従来の燃料プール冷却浄化系とは他の冷却設備を設置
してなり、前記他の冷却設備はタービン補機冷却水系、
原子炉補機冷却系、残留熱除去海水系、冷水系、又は大
気を冷却源とする空気冷却器による冷却水系から選択さ
れた少なくとも1つの系統からなることを特徴とする燃
料プール冷却設備。
9. A cooling system for cooling a spent fuel pool, which is different from a conventional cooling system for cooling and cooling a fuel pool, wherein the other cooling system is a turbine auxiliary cooling water system,
A fuel pool cooling system comprising at least one system selected from a reactor auxiliary system cooling system, a residual heat removal seawater system, a chilled water system, and a cooling water system using an air cooler using the atmosphere as a cooling source.
【請求項10】 前記燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩装
置の出入口側にバイパス配管を切替え弁を介して接続し
てなることを特徴とする請求項1ないし9記載の燃料プ
ール冷却設備。
10. The fuel pool cooling system according to claim 1, wherein a bypass pipe is connected to an inlet / outlet side of the fuel pool cooling / purifying system filtration and desalination apparatus via a switching valve.
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