JP2001188094A - 原子炉等冷却設備 - Google Patents
原子炉等冷却設備Info
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Abstract
(57)【要約】
【課題】定期点検期間中、原子炉圧力容器及び燃料プー
ルの除熱が継続して行うことができ、冷却水配管の物量
を低減する原子炉等冷却設備を提供する。 【解決手段】燃料プール３に接続したＦＰＣ系熱交換器
13の二次側冷却水供給配管22，冷却水戻り配管26に冷水
供給配管25と冷水戻り配管27を接続し、冷水供給配管25
と冷水戻り配管27を空気式冷凍機23に接続する。二次側
配管22，26にはそれぞれ切替弁28を設け、冷水供給配管
25には温度調節弁38を設け、冷却水戻り配管27に冷水戻
り弁40を設けた原子炉等冷却設備であるので、通常の海
水系以外の除熱系を用いてＲＰＶ及び燃料プールの除熱
が定期点検中の大半の期間継続して冷却することがで
き、同時に冷却が必要な原子炉補機冷却系及びタービン
補機冷却系の冷却系も継続して冷却することができる。
ルの除熱が継続して行うことができ、冷却水配管の物量
を低減する原子炉等冷却設備を提供する。 【解決手段】燃料プール３に接続したＦＰＣ系熱交換器
13の二次側冷却水供給配管22，冷却水戻り配管26に冷水
供給配管25と冷水戻り配管27を接続し、冷水供給配管25
と冷水戻り配管27を空気式冷凍機23に接続する。二次側
配管22，26にはそれぞれ切替弁28を設け、冷水供給配管
25には温度調節弁38を設け、冷却水戻り配管27に冷水戻
り弁40を設けた原子炉等冷却設備であるので、通常の海
水系以外の除熱系を用いてＲＰＶ及び燃料プールの除熱
が定期点検中の大半の期間継続して冷却することがで
き、同時に冷却が必要な原子炉補機冷却系及びタービン
補機冷却系の冷却系も継続して冷却することができる。
Description
【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、原子炉停止時に発生する原子炉炉心の
崩壊熱、使用済燃料プール内の崩壊熱、その他の機器か
ら発生する熱を除去するための原子炉等冷却設備に関す
る。
ラントにおいて、原子炉停止時に発生する原子炉炉心の
崩壊熱、使用済燃料プール内の崩壊熱、その他の機器か
ら発生する熱を除去するための原子炉等冷却設備に関す
る。
【０００２】
【従来の技術】従来の沸騰水型原子力プラントにおける
原子炉停止時の原子炉等冷却設備を図４を参照しながら
説明する。原子炉停止時には原子炉ウエル１に設置した
原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶと記す）２内の燃料から
崩壊熱が発生する。この崩壊熱はＲＰＶ２内の冷却水に
より奪われ、冷却水とともにＲＰＶ２に接続した残留熱
除去系ポンプ（以下、ＲＨＲポンプと記す）５及び供給
ラインを通して残留熱除去系熱交換器（以下、ＲＨＲ熱
交換器と記す）６に流入して冷却され、戻りラインを通
して再びＲＰＶ２に戻している。
原子炉停止時の原子炉等冷却設備を図４を参照しながら
説明する。原子炉停止時には原子炉ウエル１に設置した
原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶと記す）２内の燃料から
崩壊熱が発生する。この崩壊熱はＲＰＶ２内の冷却水に
より奪われ、冷却水とともにＲＰＶ２に接続した残留熱
除去系ポンプ（以下、ＲＨＲポンプと記す）５及び供給
ラインを通して残留熱除去系熱交換器（以下、ＲＨＲ熱
交換器と記す）６に流入して冷却され、戻りラインを通
して再びＲＰＶ２に戻している。
【０００３】ここで、ＲＨＲ熱交換器６には残留熱除去
系海水ポンプ（以下、ＲＨＲＳポンプと記す）７からの
海水が流入し、ＲＨＲ熱交換器６内を冷却し、加熱され
た海水は最終的に海に放出されて除熱（冷却）される。
ＲＨＲ熱交換器６とＲＨＲＳポンプ７による除熱冷却系
は複数基並列に設置されている。
系海水ポンプ（以下、ＲＨＲＳポンプと記す）７からの
海水が流入し、ＲＨＲ熱交換器６内を冷却し、加熱され
た海水は最終的に海に放出されて除熱（冷却）される。
ＲＨＲ熱交換器６とＲＨＲＳポンプ７による除熱冷却系
は複数基並列に設置されている。
【０００４】また、使用済燃料プール（以下、燃料プー
ルと記す）３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３内のプール水により奪われ、加熱さ
れたプール水をスキマサージタンク４から燃料プール冷
却浄化系ポンプ（以下、ＦＰＣポンプと記す）12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）14に流入して浄化後、燃料プール冷却浄
化系熱交換器（以下、ＦＰＣ熱交換器と記す）13を通し
て冷却し、戻りラインを通し、再び燃料プール３内に戻
している。
ルと記す）３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３内のプール水により奪われ、加熱さ
れたプール水をスキマサージタンク４から燃料プール冷
却浄化系ポンプ（以下、ＦＰＣポンプと記す）12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）14に流入して浄化後、燃料プール冷却浄
化系熱交換器（以下、ＦＰＣ熱交換器と記す）13を通し
て冷却し、戻りラインを通し、再び燃料プール３内に戻
している。
【０００５】ここで、ＦＰＣ熱交換器13からの除熱（冷
却）系は複数基並列に設置されており、原子炉補機冷却
系ポンプ（以下、ＲＣＷポンプと記す）15による冷却水
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）16と熱交換し、常用海水ポンプ17によ
りＲＣＷ熱交換器16内を流れる海水により熱を奪い取
り、最終的に海に放出して除熱（冷却）される。また、
定検中に通常時の海水系以外の除熱系を用いた除熱を行
う際はＣＵＷ再生熱交換器９を用い、かつＣＵＷ非再生
熱交換器11への冷却水をＦＰＣ熱交換器13からの冷却水
により行うことで、ＲＰＶ２の冷却を行うことができ
る。さらに、原子炉冷却材浄化系ろ過脱塩装置（以下、
ＣＵＷ−Ｆ／Ｄと記す）10とＣＵＷポンプ８を用いるこ
とにより、系統流量を増加させることで除熱能力の向上
を図ることができる。
却）系は複数基並列に設置されており、原子炉補機冷却
系ポンプ（以下、ＲＣＷポンプと記す）15による冷却水
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）16と熱交換し、常用海水ポンプ17によ
りＲＣＷ熱交換器16内を流れる海水により熱を奪い取
り、最終的に海に放出して除熱（冷却）される。また、
定検中に通常時の海水系以外の除熱系を用いた除熱を行
う際はＣＵＷ再生熱交換器９を用い、かつＣＵＷ非再生
熱交換器11への冷却水をＦＰＣ熱交換器13からの冷却水
により行うことで、ＲＰＶ２の冷却を行うことができ
る。さらに、原子炉冷却材浄化系ろ過脱塩装置（以下、
ＣＵＷ−Ｆ／Ｄと記す）10とＣＵＷポンプ８を用いるこ
とにより、系統流量を増加させることで除熱能力の向上
を図ることができる。
【０００６】さらに、原子炉補機冷却系（以下、ＲＣＷ
と記す）の冷却負荷20、又はタービン補機冷却系（以
下、ＴＣＷと記す）の冷却負荷21の除熱についてはそれ
ぞれＲＣＷポンプ15、又はＴＣＷポンプ18による冷却水
の循環によりＲＣＷ熱交換器16又はＴＣＷ熱交換器19を
経て常用海水ポンプ17により最終的に海に放出して除熱
（冷却）される。
と記す）の冷却負荷20、又はタービン補機冷却系（以
下、ＴＣＷと記す）の冷却負荷21の除熱についてはそれ
ぞれＲＣＷポンプ15、又はＴＣＷポンプ18による冷却水
の循環によりＲＣＷ熱交換器16又はＴＣＷ熱交換器19を
経て常用海水ポンプ17により最終的に海に放出して除熱
（冷却）される。
【０００７】ここで、従来非常用設備としての海水を汲
み上げるＲＨＲＳポンプ７は多重性の観点から系統毎に
別々の取水槽から取水しており、また、複数設置されて
いる常用海水ポンプ17も非常用ポンプ近傍に別々の取水
槽から取水している。さらに、プラントによっては海水
冷却系の放水配管が最終的に１本となっているプラント
もあり、除熱構成も非常用設備についても海水直接冷却
を行っていないプラントもあるが、いずれにしても海水
により熱を奪い、最終的には海に放出して除熱（冷却）
を行っている。
み上げるＲＨＲＳポンプ７は多重性の観点から系統毎に
別々の取水槽から取水しており、また、複数設置されて
いる常用海水ポンプ17も非常用ポンプ近傍に別々の取水
槽から取水している。さらに、プラントによっては海水
冷却系の放水配管が最終的に１本となっているプラント
もあり、除熱構成も非常用設備についても海水直接冷却
を行っていないプラントもあるが、いずれにしても海水
により熱を奪い、最終的には海に放出して除熱（冷却）
を行っている。
【０００８】
【発明が解決しようとする課題】現在設計されている除
熱（冷却）系はＲＨＲ熱交換器６，ＲＣＷ熱交換器16及
びＴＣＷ熱交換器19により海水系を通じて最終的には全
て海に放出して除熱する設計となっており、原子炉停止
時の除熱系の運用上、特に問題は生じていない。しか
し、今後、原子炉停止時において次のような課題が発生
することが懸念される。
熱（冷却）系はＲＨＲ熱交換器６，ＲＣＷ熱交換器16及
びＴＣＷ熱交換器19により海水系を通じて最終的には全
て海に放出して除熱する設計となっており、原子炉停止
時の除熱系の運用上、特に問題は生じていない。しか
し、今後、原子炉停止時において次のような課題が発生
することが懸念される。
【０００９】すなわち、通常運転時の除熱手段である海
水系は通常運転中に点検ができないため、原子炉停止時
に合わせて点検を行っており、しかも、原子炉停止時に
もＲＰＶ又は燃料プール内の崩壊熱及びクーラの除熱も
継続する必要があるため、海水系を全台停止することは
できない。そのため、交互に点検を行うことによる切替
運転を行っているが、今後の定期検査短縮を考慮した場
合、原子炉停止後、早期の交互点検又は全台停止による
対応をとる必要が生じる。
水系は通常運転中に点検ができないため、原子炉停止時
に合わせて点検を行っており、しかも、原子炉停止時に
もＲＰＶ又は燃料プール内の崩壊熱及びクーラの除熱も
継続する必要があるため、海水系を全台停止することは
できない。そのため、交互に点検を行うことによる切替
運転を行っているが、今後の定期検査短縮を考慮した場
合、原子炉停止後、早期の交互点検又は全台停止による
対応をとる必要が生じる。
【００１０】また、海水系の配管を共有しているプラン
トについてはその共有部の配管点検実施に伴い、ＲＰＶ
又は燃料プール内の崩壊熱、補機クーラの熱除去が困難
となることが懸念される。
トについてはその共有部の配管点検実施に伴い、ＲＰＶ
又は燃料プール内の崩壊熱、補機クーラの熱除去が困難
となることが懸念される。
【００１１】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、原子炉停止時に海水系を全台停止した場合、
通常の海水系以外の除熱系を用いてＲＰＶ及び燃料プー
ルの除熱が定期点検中の大半の期間継続して冷却するこ
とができ、同時に冷却が必要な原子炉補機冷却系及びタ
ービン補機冷却系の冷却系も継続して冷却することがで
き、しかも冷却水配管物量及び配管の結露防止対策に付
帯するトータル物量を低減し得る原子炉等冷却設備を提
供することを目的とするものである。
たもので、原子炉停止時に海水系を全台停止した場合、
通常の海水系以外の除熱系を用いてＲＰＶ及び燃料プー
ルの除熱が定期点検中の大半の期間継続して冷却するこ
とができ、同時に冷却が必要な原子炉補機冷却系及びタ
ービン補機冷却系の冷却系も継続して冷却することがで
き、しかも冷却水配管物量及び配管の結露防止対策に付
帯するトータル物量を低減し得る原子炉等冷却設備を提
供することを目的とするものである。
【００１２】
【課題を解決するための手段】請求項１記載の発明は、
原子炉停止時に発生する炉心又は燃料プールの燃料崩壊
熱或いは機器から発生する熱を冷却する原子炉等冷却設
備において、原子力発電所に設置されている燃料プール
に接続した燃料プール冷却浄化系熱交換器の二次側冷却
水供給配管と冷却水戻り配管に切替弁を介して大気冷却
式冷凍機を接続し、前記原子炉停止時の前記燃料プール
で発生する崩壊熱又は原子炉圧力容器から発生する炉心
崩壊熱を前記切替弁の切替えにより除去できるように配
管接続してなることを特徴とする。
原子炉停止時に発生する炉心又は燃料プールの燃料崩壊
熱或いは機器から発生する熱を冷却する原子炉等冷却設
備において、原子力発電所に設置されている燃料プール
に接続した燃料プール冷却浄化系熱交換器の二次側冷却
水供給配管と冷却水戻り配管に切替弁を介して大気冷却
式冷凍機を接続し、前記原子炉停止時の前記燃料プール
で発生する崩壊熱又は原子炉圧力容器から発生する炉心
崩壊熱を前記切替弁の切替えにより除去できるように配
管接続してなることを特徴とする。
【００１３】請求項１記載の発明によれば、海水系の全
台停止を考慮した場合、定期点検中にＲＰＶ又は燃料プ
ール内の崩壊熱の除去を残留熱除去系熱交換器に代り燃
料プール冷却浄化系熱交換器だけで大気冷却式冷凍機に
よる冷水によって冷却を全部或いは一部行うことで課題
を解決できる。ここで、燃料プール冷却浄化系熱交換器
としては条件に応じて使用済燃料プール内の崩壊熱を除
去する容量より大きな容量とすることもある。
台停止を考慮した場合、定期点検中にＲＰＶ又は燃料プ
ール内の崩壊熱の除去を残留熱除去系熱交換器に代り燃
料プール冷却浄化系熱交換器だけで大気冷却式冷凍機に
よる冷水によって冷却を全部或いは一部行うことで課題
を解決できる。ここで、燃料プール冷却浄化系熱交換器
としては条件に応じて使用済燃料プール内の崩壊熱を除
去する容量より大きな容量とすることもある。
【００１４】請求項２記載の発明は、原子炉停止時に発
生する炉心又は燃料プールの燃料崩壊熱或いは機器から
発生する熱を冷却する原子炉等冷却設備において、原子
力発電所に設置されている原子炉補機冷却系、タービン
補機冷却系のいずれか１系統或いは両系統の冷却水供給
配管及び冷却水戻り配管に切替弁を介して大気冷却式冷
凍機を接続し、前記原子炉補機冷却系及び前記タービン
補機冷却系の循環水に冷却水を混合させることにより、
前記原子炉停止時に前記原子炉補機冷却系及び前記ター
ビン補機冷却系で発生する熱を除去するように配管接続
してなることを特徴とする。
生する炉心又は燃料プールの燃料崩壊熱或いは機器から
発生する熱を冷却する原子炉等冷却設備において、原子
力発電所に設置されている原子炉補機冷却系、タービン
補機冷却系のいずれか１系統或いは両系統の冷却水供給
配管及び冷却水戻り配管に切替弁を介して大気冷却式冷
凍機を接続し、前記原子炉補機冷却系及び前記タービン
補機冷却系の循環水に冷却水を混合させることにより、
前記原子炉停止時に前記原子炉補機冷却系及び前記ター
ビン補機冷却系で発生する熱を除去するように配管接続
してなることを特徴とする。
【００１５】請求項２記載の発明によれば、原子炉補機
冷却系及びタービン補機冷却系の冷却水供給配管へ大気
冷却式冷凍機による冷水供給配管を追加することによ
り、原子炉補機クーラ及びタービン補機クーラの除熱の
必要な負荷の除熱を十分に行うことが可能となるような
冷却水を供給できる設備とすることで課題を解決でき
る。
冷却系及びタービン補機冷却系の冷却水供給配管へ大気
冷却式冷凍機による冷水供給配管を追加することによ
り、原子炉補機クーラ及びタービン補機クーラの除熱の
必要な負荷の除熱を十分に行うことが可能となるような
冷却水を供給できる設備とすることで課題を解決でき
る。
【００１６】請求項３記載の発明は、原子炉停止時に発
生する炉心又は燃料プールの燃料崩壊熱或いは機器から
発生する熱を冷却する原子炉等冷却設備において、原子
力発電所に設置されている残留熱除去系の残留熱除去系
熱交換器の二次側冷却水供給配管と冷却水戻り配管に切
替弁を介して大気冷却式冷凍機を接続し、前記原子炉停
止時の燃料プールで発生する崩壊熱及び原子炉圧力容器
から発生する炉心崩壊熱を前記切替弁の切替えにより除
去できるように配管接続してなることを特徴とする。
生する炉心又は燃料プールの燃料崩壊熱或いは機器から
発生する熱を冷却する原子炉等冷却設備において、原子
力発電所に設置されている残留熱除去系の残留熱除去系
熱交換器の二次側冷却水供給配管と冷却水戻り配管に切
替弁を介して大気冷却式冷凍機を接続し、前記原子炉停
止時の燃料プールで発生する崩壊熱及び原子炉圧力容器
から発生する炉心崩壊熱を前記切替弁の切替えにより除
去できるように配管接続してなることを特徴とする。
【００１７】請求項３記載の発明によれば、海水系の全
台停止を考慮した場合、定期点検中にＲＰＶ又は燃料プ
ール内の崩壊熱の除去を燃料プール冷却浄化系熱交換器
を用いず残留熱除去系熱交換器だけで大気冷却式冷凍機
による冷水によって冷却を行うことで課題を解決する。
台停止を考慮した場合、定期点検中にＲＰＶ又は燃料プ
ール内の崩壊熱の除去を燃料プール冷却浄化系熱交換器
を用いず残留熱除去系熱交換器だけで大気冷却式冷凍機
による冷水によって冷却を行うことで課題を解決する。
【００１８】請求項４記載の発明は、請求項１記載の大
気冷却式冷凍機の冷却水系と、請求項２記載の大気冷却
式冷凍機の冷却水系を共通とすることを特徴とする。請
求項４記載の発明によれば、請求項１記載の発明と請求
項２記載の発明の大気冷却式冷凍機の冷却系を共用化す
ることで課題を解決できるとともに、設備を最適化する
ことができる。
気冷却式冷凍機の冷却水系と、請求項２記載の大気冷却
式冷凍機の冷却水系を共通とすることを特徴とする。請
求項４記載の発明によれば、請求項１記載の発明と請求
項２記載の発明の大気冷却式冷凍機の冷却系を共用化す
ることで課題を解決できるとともに、設備を最適化する
ことができる。
【００１９】請求項５記載の発明は、請求項２記載の大
気冷却式冷凍機の冷却水系と、請求項３記載の大気冷却
式冷凍機の冷却水系を共通とすることを特徴とする。請
求項５記載の発明によれば、請求項２記載の発明と請求
項３記載の発明の大気冷却式冷凍機の冷却水系を共用化
することで課題を解決できるとともに、設備を最適化す
ることができる。
気冷却式冷凍機の冷却水系と、請求項３記載の大気冷却
式冷凍機の冷却水系を共通とすることを特徴とする。請
求項５記載の発明によれば、請求項２記載の発明と請求
項３記載の発明の大気冷却式冷凍機の冷却水系を共用化
することで課題を解決できるとともに、設備を最適化す
ることができる。
【００２０】請求項６記載の発明は、原子炉停止時に発
生する炉心又は燃料プールの燃料崩壊熱或いは機器から
発生する熱を冷却する原子炉等冷却設備において、原子
力発電所に設置されている原子炉補機冷却系、タービン
補機冷却系のいずれか１系統或いは両系統に換気空調冷
水系からの冷却水供給配管及び冷却水戻り配管に切替弁
を介して接続し、前記原子炉補機冷却系及び前記タービ
ン補機冷却系の循環水に換気空調冷水系から冷水を混合
させることにより、前記原子炉停止時に原子炉補機冷却
系及びタービン補機冷却系で発生する熱を換気空調冷水
系で除去するように配管接続してなることを特徴とす
る。
生する炉心又は燃料プールの燃料崩壊熱或いは機器から
発生する熱を冷却する原子炉等冷却設備において、原子
力発電所に設置されている原子炉補機冷却系、タービン
補機冷却系のいずれか１系統或いは両系統に換気空調冷
水系からの冷却水供給配管及び冷却水戻り配管に切替弁
を介して接続し、前記原子炉補機冷却系及び前記タービ
ン補機冷却系の循環水に換気空調冷水系から冷水を混合
させることにより、前記原子炉停止時に原子炉補機冷却
系及びタービン補機冷却系で発生する熱を換気空調冷水
系で除去するように配管接続してなることを特徴とす
る。
【００２１】請求項６記載の発明によれば、原子炉補機
冷却系及びタービン補機冷却系の冷却水供給配管へ換気
空調系の冷凍機による冷水供給配管を設けることによ
り、原子炉補機クーラ及びタービン補機クーラの除熱に
必要な負荷の除熱を十分に行うことができる冷却水を供
給できる。
冷却系及びタービン補機冷却系の冷却水供給配管へ換気
空調系の冷凍機による冷水供給配管を設けることによ
り、原子炉補機クーラ及びタービン補機クーラの除熱に
必要な負荷の除熱を十分に行うことができる冷却水を供
給できる。
【００２２】請求項７記載の発明は、原子炉停止時に発
生する炉心又は燃料プールの燃料崩壊熱或いは機器から
発生する熱を冷却する原子炉等冷却設備において、原子
力発電所に設置されている原子炉冷却材浄化系非再生熱
交換器の二次側冷却水供給配管と冷却水戻り配管に切替
弁を介して大気冷却式冷凍機を接続し、前記原子炉停止
時の前記燃料プールで発生する崩壊熱又は原子炉圧力容
器から発生する炉心崩壊熱を前記切替弁の切替え及び原
子炉冷却材浄化系再生熱交換器の胴側バイパス配管を運
用することとにより除去できるように配管接続してなる
ことを特徴とする。
生する炉心又は燃料プールの燃料崩壊熱或いは機器から
発生する熱を冷却する原子炉等冷却設備において、原子
力発電所に設置されている原子炉冷却材浄化系非再生熱
交換器の二次側冷却水供給配管と冷却水戻り配管に切替
弁を介して大気冷却式冷凍機を接続し、前記原子炉停止
時の前記燃料プールで発生する崩壊熱又は原子炉圧力容
器から発生する炉心崩壊熱を前記切替弁の切替え及び原
子炉冷却材浄化系再生熱交換器の胴側バイパス配管を運
用することとにより除去できるように配管接続してなる
ことを特徴とする。
【００２３】請求項７記載の発明によれば、海水系の全
台停止を考慮した場合、定期点検中にＲＰＶ又は燃料プ
ール内の崩壊熱の除去の一部を残留熱除去系熱交換器に
代り原子炉冷却材熱交換器により大気冷却式冷凍機によ
る冷水によって冷却を行うことで課題の一部を解決でき
る。
台停止を考慮した場合、定期点検中にＲＰＶ又は燃料プ
ール内の崩壊熱の除去の一部を残留熱除去系熱交換器に
代り原子炉冷却材熱交換器により大気冷却式冷凍機によ
る冷水によって冷却を行うことで課題の一部を解決でき
る。
【００２４】請求項８記載の発明は、請求項１記載の前
記大気冷却式冷凍機の冷却水系と、請求項２記載の前記
大気冷却式冷凍機の冷却水系と、請求項７記載の前記大
気冷却式冷凍機の冷却水系を共通とすることを特徴とす
る。
記大気冷却式冷凍機の冷却水系と、請求項２記載の前記
大気冷却式冷凍機の冷却水系と、請求項７記載の前記大
気冷却式冷凍機の冷却水系を共通とすることを特徴とす
る。
【００２５】請求項８記載の発明によれば、請求項１記
載の発明と請求項２記載の発明と請求項７記載の発明の
大気冷却式冷凍機の冷却系を共用化することで課題を解
決できるとともに、設備を最適化することができる。
載の発明と請求項２記載の発明と請求項７記載の発明の
大気冷却式冷凍機の冷却系を共用化することで課題を解
決できるとともに、設備を最適化することができる。
【００２６】請求項９記載の発明は、原子炉停止時に発
生する炉心又は燃料プールの燃料崩壊熱或いは機器から
発生する熱を冷却する原子炉等冷却設備において、原子
力発電所に設置されている燃料プールに接続した燃料プ
ール冷却浄化系熱交換器の二次側冷却水供給配管と二次
側冷却として燃料プール冷却浄化系を冷却している原子
炉補機冷却系の冷却水戻り母管に切替弁を介して大気冷
却式冷凍機を接続し、前記原子炉停止時の前記燃料プー
ルで発生する崩壊熱又は原子炉圧力容器から発生する炉
心崩壊熱及び原子炉補機冷却系で発生する熱を前記切替
弁の切替えにより除去できるように配管接続してなるこ
とを特徴とする。
生する炉心又は燃料プールの燃料崩壊熱或いは機器から
発生する熱を冷却する原子炉等冷却設備において、原子
力発電所に設置されている燃料プールに接続した燃料プ
ール冷却浄化系熱交換器の二次側冷却水供給配管と二次
側冷却として燃料プール冷却浄化系を冷却している原子
炉補機冷却系の冷却水戻り母管に切替弁を介して大気冷
却式冷凍機を接続し、前記原子炉停止時の前記燃料プー
ルで発生する崩壊熱又は原子炉圧力容器から発生する炉
心崩壊熱及び原子炉補機冷却系で発生する熱を前記切替
弁の切替えにより除去できるように配管接続してなるこ
とを特徴とする。
【００２７】請求項９記載の発明によれば、海水系の全
台停止を考慮した場合、定期点検中にＲＰＶ又は燃料プ
ール内の崩壊熱の除去を残留熱除去系熱交換器に代り燃
料プール冷却浄化系熱交換器だけで大気冷却式冷凍機に
よる冷水によって全部或いは一部の冷却、さらに原子炉
補機冷却系で発生する熱の冷却も行うことで課題を解決
できるとともに、設備を最適化することができる。
台停止を考慮した場合、定期点検中にＲＰＶ又は燃料プ
ール内の崩壊熱の除去を残留熱除去系熱交換器に代り燃
料プール冷却浄化系熱交換器だけで大気冷却式冷凍機に
よる冷水によって全部或いは一部の冷却、さらに原子炉
補機冷却系で発生する熱の冷却も行うことで課題を解決
できるとともに、設備を最適化することができる。
【００２８】請求項10記載の発明は、原子炉停止時に発
生する炉心又は燃料プールの燃料崩壊熱或いは機器から
発生する熱を冷却する原子炉等冷却設備において、原子
力発電所に設置されている原子炉冷却材浄化系非再生熱
交換器の二次側冷却水供給配管と二次側冷却として原子
炉冷却材浄化系を冷却している原子炉補機冷却系の冷却
水戻り母管に切替弁を介して大気冷却式冷凍機を接続
し、前記原子炉停止時の前記燃料プールで発生する崩壊
熱又は原子炉圧力容器から発生する炉心崩壊熱及び原子
炉補機冷却系で発生する熱を前記切替弁の切替え及び原
子炉冷却材浄化系再生熱交換器の胴側バイパス配管を運
用することとにより除去できるように配管接続してなる
ことを特徴とする。
生する炉心又は燃料プールの燃料崩壊熱或いは機器から
発生する熱を冷却する原子炉等冷却設備において、原子
力発電所に設置されている原子炉冷却材浄化系非再生熱
交換器の二次側冷却水供給配管と二次側冷却として原子
炉冷却材浄化系を冷却している原子炉補機冷却系の冷却
水戻り母管に切替弁を介して大気冷却式冷凍機を接続
し、前記原子炉停止時の前記燃料プールで発生する崩壊
熱又は原子炉圧力容器から発生する炉心崩壊熱及び原子
炉補機冷却系で発生する熱を前記切替弁の切替え及び原
子炉冷却材浄化系再生熱交換器の胴側バイパス配管を運
用することとにより除去できるように配管接続してなる
ことを特徴とする。
【００２９】請求項10記載の発明によれば、海水系の全
台停止を考慮した場合、定期点検中にＲＰＶ又は燃料プ
ール内の崩壊熱の除去の一部を残留熱除去系熱交換器に
代り原子炉冷却浄化系熱交換器により大気冷却式冷凍機
による冷水によって冷却を行うこと、さらに原子炉補機
冷却系で発生する熱の冷却も行うことで課題の一部を解
決できるとともに、設備を最適化することができる。
台停止を考慮した場合、定期点検中にＲＰＶ又は燃料プ
ール内の崩壊熱の除去の一部を残留熱除去系熱交換器に
代り原子炉冷却浄化系熱交換器により大気冷却式冷凍機
による冷水によって冷却を行うこと、さらに原子炉補機
冷却系で発生する熱の冷却も行うことで課題の一部を解
決できるとともに、設備を最適化することができる。
【００３０】請求項11記載の発明は、原子炉停止時に発
生する炉心又は燃料プールの燃料崩壊熱或いは機器から
発生する熱を冷却する原子炉等冷却設備において、原子
力発電所に設置されている残留熱除去系の残留熱除去系
熱交換器の二次側冷却水供給配管と二次側冷却として残
留熱除去系を冷却している原子炉補機冷却系の冷却水戻
り母管に切替弁を介して大気冷却式冷凍機を接続し、前
記原子炉停止時の前記燃料プールで発生する崩壊熱又は
原子炉圧力容器から発生する炉心崩壊熱及び原子炉補機
冷却系で発生する熱を前記切替弁の切替えにより除去で
きるように配管接続してなることを特徴とする。
生する炉心又は燃料プールの燃料崩壊熱或いは機器から
発生する熱を冷却する原子炉等冷却設備において、原子
力発電所に設置されている残留熱除去系の残留熱除去系
熱交換器の二次側冷却水供給配管と二次側冷却として残
留熱除去系を冷却している原子炉補機冷却系の冷却水戻
り母管に切替弁を介して大気冷却式冷凍機を接続し、前
記原子炉停止時の前記燃料プールで発生する崩壊熱又は
原子炉圧力容器から発生する炉心崩壊熱及び原子炉補機
冷却系で発生する熱を前記切替弁の切替えにより除去で
きるように配管接続してなることを特徴とする。
【００３１】請求項11記載の発明によれば、海水系の全
台停止を考慮した場合、定期点検中にＲＰＶ又は燃料プ
ール内の崩壊熱の除去の一部を燃料プール冷却浄化系熱
交換器を用いず残留熱除去系熱交換器だけで大気冷却式
冷凍機による冷水によって冷却を行うことで課題を解決
する。
台停止を考慮した場合、定期点検中にＲＰＶ又は燃料プ
ール内の崩壊熱の除去の一部を燃料プール冷却浄化系熱
交換器を用いず残留熱除去系熱交換器だけで大気冷却式
冷凍機による冷水によって冷却を行うことで課題を解決
する。
【００３２】請求項12記載の発明は、前記原子炉補機冷
却系及び前記タービン補機冷却系へ接続した前記大気冷
却式冷凍機の冷却水系冷却水供給配管に温度調節弁を設
置してなることを特徴とする。
却系及び前記タービン補機冷却系へ接続した前記大気冷
却式冷凍機の冷却水系冷却水供給配管に温度調節弁を設
置してなることを特徴とする。
【００３３】請求項12記載の発明によれば、請求項２，
請求項４，請求項５，請求項６，請求項８の発明に加
え、原子炉補機冷却系及びタービン補機冷却系の冷却水
供給配管に温度調節弁を設けて、原子炉補機クーラ、タ
ービン補機クーラの冷却水供給温度を一定に保つように
大気冷却式冷凍機からの冷水量を制御することで課題を
解決できる。
請求項４，請求項５，請求項６，請求項８の発明に加
え、原子炉補機冷却系及びタービン補機冷却系の冷却水
供給配管に温度調節弁を設けて、原子炉補機クーラ、タ
ービン補機クーラの冷却水供給温度を一定に保つように
大気冷却式冷凍機からの冷水量を制御することで課題を
解決できる。
【００３４】なお、本発明においては、請求項９，請求
項10，請求項11の何れかに記載された発明における大気
冷却式冷凍機の冷却水系と、請求項２記載の発明のター
ビン補機冷却系を冷却する大気冷却式冷凍機の冷却水系
とを共通とする構成をとってもよい。あるいは、請求項
２，請求項９，請求項10，請求項11の何れかに記載され
た大気冷却式冷凍機の冷却水系を発電所内で複数号機に
ついての共用設備とする構成をとってもよい。
項10，請求項11の何れかに記載された発明における大気
冷却式冷凍機の冷却水系と、請求項２記載の発明のター
ビン補機冷却系を冷却する大気冷却式冷凍機の冷却水系
とを共通とする構成をとってもよい。あるいは、請求項
２，請求項９，請求項10，請求項11の何れかに記載され
た大気冷却式冷凍機の冷却水系を発電所内で複数号機に
ついての共用設備とする構成をとってもよい。
【００３５】
【発明の実施の形態】（第１の実施の形態）図１により
本発明に係る原子炉等冷却設備の第１の実施の形態を説
明する。なお、図１中、図４と同一部分には同一符号を
付して重複説明は省略する。
本発明に係る原子炉等冷却設備の第１の実施の形態を説
明する。なお、図１中、図４と同一部分には同一符号を
付して重複説明は省略する。
【００３６】本実施の形態は図１に示したように、燃料
プール浄化系のＦＰＣ熱交換器13の二次側冷却水を供給
するＲＣＷ冷却水供給配管22に、空気式冷凍機23を冷却
源とし冷水ポンプ24により冷水供給を行う冷水供給配管
25を、またＲＣＷ冷却水戻り配管26に空気式冷凍機23を
冷却源とし冷水ポンプ24により冷水供給を行う冷水戻り
配管27を接続する。更にＲＣＷ冷却水供給配管22及び戻
り配管26上にＲＣＷ側切替弁28を、冷水供給配管25及び
冷水戻り配管27上に冷水側切替弁29を設置する（請求項
１対応）。
プール浄化系のＦＰＣ熱交換器13の二次側冷却水を供給
するＲＣＷ冷却水供給配管22に、空気式冷凍機23を冷却
源とし冷水ポンプ24により冷水供給を行う冷水供給配管
25を、またＲＣＷ冷却水戻り配管26に空気式冷凍機23を
冷却源とし冷水ポンプ24により冷水供給を行う冷水戻り
配管27を接続する。更にＲＣＷ冷却水供給配管22及び戻
り配管26上にＲＣＷ側切替弁28を、冷水供給配管25及び
冷水戻り配管27上に冷水側切替弁29を設置する（請求項
１対応）。
【００３７】原子炉冷却材浄化系のＣＵＷ非再生熱交換
器11の二次側冷却水であるＲＣＷ冷却水供給配管22に空
気式冷凍機23を冷却源とし冷水ポンプ24により冷水供給
を行う冷水供給配管25を、またＲＣＷ冷却水戻り配管26
に空気式冷凍機23を冷却源とし冷水ポンプ24により冷水
供給を行う冷水戻り配管27を接続する。更にＲＣＷ冷却
水供給配管22及び戻り配管26上にＲＣＷ側切替弁28を、
冷水供給配管25及び冷水戻り配管27上に冷水側切替弁29
を設置する（請求項７対応）。
器11の二次側冷却水であるＲＣＷ冷却水供給配管22に空
気式冷凍機23を冷却源とし冷水ポンプ24により冷水供給
を行う冷水供給配管25を、またＲＣＷ冷却水戻り配管26
に空気式冷凍機23を冷却源とし冷水ポンプ24により冷水
供給を行う冷水戻り配管27を接続する。更にＲＣＷ冷却
水供給配管22及び戻り配管26上にＲＣＷ側切替弁28を、
冷水供給配管25及び冷水戻り配管27上に冷水側切替弁29
を設置する（請求項７対応）。
【００３８】原子炉補機冷却水系のＲＣＷ冷却水供給母
管30に大気冷却式冷凍機、例えば空気式冷凍機23を冷却
源とし冷水ポンプ24により冷水供給を行う冷水供給配管
25を、ＲＣＷ冷却水戻り母管31に空気式冷凍機23を冷却
源とし冷水ポンプ24により冷水供給を行う冷水戻り配管
27を接続する。
管30に大気冷却式冷凍機、例えば空気式冷凍機23を冷却
源とし冷水ポンプ24により冷水供給を行う冷水供給配管
25を、ＲＣＷ冷却水戻り母管31に空気式冷凍機23を冷却
源とし冷水ポンプ24により冷水供給を行う冷水戻り配管
27を接続する。
【００３９】タービン補機冷却系のＴＣＷ冷却水供給母
管32に空気式冷凍機23をを冷却源とし冷水ポンプ24によ
り冷水供給を行う冷水供給配管25を接続し、ＴＣＷ冷却
水戻り母管33に空気式冷凍機23を冷却源とし冷水ポンプ
24により冷水供給を行う冷水戻り配管27を接続する（請
求項２，４，８対応）。
管32に空気式冷凍機23をを冷却源とし冷水ポンプ24によ
り冷水供給を行う冷水供給配管25を接続し、ＴＣＷ冷却
水戻り母管33に空気式冷凍機23を冷却源とし冷水ポンプ
24により冷水供給を行う冷水戻り配管27を接続する（請
求項２，４，８対応）。
【００４０】また冷水供給配管25からＲＣＷ冷却水系冷
却負荷34，35（ＣＵＷ非再生熱交換器11も含む）及びＴ
ＣＷ冷却水系冷却負荷36，37への冷水供給は、原子炉補
機冷却水系及びタービン補機冷却水系へ接続した冷水供
給配管25に温度調節弁38を設置して、ＲＣＷ冷却水供給
配管22又はＴＣＷ冷却水供給母管32に設置された温度計
により一定温度の冷却水が供給できるように冷却水量を
調整する。
却負荷34，35（ＣＵＷ非再生熱交換器11も含む）及びＴ
ＣＷ冷却水系冷却負荷36，37への冷水供給は、原子炉補
機冷却水系及びタービン補機冷却水系へ接続した冷水供
給配管25に温度調節弁38を設置して、ＲＣＷ冷却水供給
配管22又はＴＣＷ冷却水供給母管32に設置された温度計
により一定温度の冷却水が供給できるように冷却水量を
調整する。
【００４１】さらにＲＣＷ冷却水供給母管30への冷水供
給配管25に温度調節弁38を、ＴＣＷ冷却水供給母管32へ
の冷水供給配管25に温度調節弁38を設置、ＲＣＷ冷却水
戻り母管31への冷水戻り配管27上に冷水戻り弁40を、Ｔ
ＣＷ冷却水戻り母管33への冷水供給配管25に冷水戻り弁
40を設置する（請求項12対応）。
給配管25に温度調節弁38を、ＴＣＷ冷却水供給母管32へ
の冷水供給配管25に温度調節弁38を設置、ＲＣＷ冷却水
戻り母管31への冷水戻り配管27上に冷水戻り弁40を、Ｔ
ＣＷ冷却水戻り母管33への冷水供給配管25に冷水戻り弁
40を設置する（請求項12対応）。
【００４２】次に本実施の形態の作用を説明する。通常
の原子炉停止時の熱の除去のうち、ＲＰＶ２の冷却はＲ
ＨＲポンプ５、ＲＨＲＳポンプ７によりＲＨＲ熱交換器
６を介して行い、燃料プール３の冷却はＦＰＣポンプ12
により循環する燃料プール水をＦＰＣ熱交換器13を介し
てＲＣＷポンプ15により循環する原子炉補機冷却水をＲ
ＣＷ熱交換器16を介してＳＷポンプ17により海水冷却を
行っている。
の原子炉停止時の熱の除去のうち、ＲＰＶ２の冷却はＲ
ＨＲポンプ５、ＲＨＲＳポンプ７によりＲＨＲ熱交換器
６を介して行い、燃料プール３の冷却はＦＰＣポンプ12
により循環する燃料プール水をＦＰＣ熱交換器13を介し
てＲＣＷポンプ15により循環する原子炉補機冷却水をＲ
ＣＷ熱交換器16を介してＳＷポンプ17により海水冷却を
行っている。
【００４３】また、原子炉補機冷却水系及びタービン補
機冷却水系の除熱負荷のうち、ＦＰＣ熱交換器13以外で
除熱が必要な熱負荷は原子炉補機冷却水をＲＣＷ熱交換
器16を介してＳＷポンプ17、或いはタービン補機冷却水
をＴＣＷ熱交換器19を介してＳＷポンプ17により海水冷
却を行っている。
機冷却水系の除熱負荷のうち、ＦＰＣ熱交換器13以外で
除熱が必要な熱負荷は原子炉補機冷却水をＲＣＷ熱交換
器16を介してＳＷポンプ17、或いはタービン補機冷却水
をＴＣＷ熱交換器19を介してＳＷポンプ17により海水冷
却を行っている。
【００４４】これに対し、今後の定検短縮等で定検中に
通常の海水系以外の除熱系を用いた除熱を行う際は、Ｆ
ＰＣ熱交換器13への冷却水を空気式冷凍機23を用いて冷
水ポンプ24により供給される冷水により行う。これによ
りＲＰＶ２及び燃料プール３の崩壊熱の除去を残留熱除
去系に繋がる海水系或いは原子炉補機冷却水系に繋がる
海水系を用いることなく達成することが可能となる。な
お、ここでＦＰＣ熱交換器13については必要な除熱が可
能な容量のものとする。
通常の海水系以外の除熱系を用いた除熱を行う際は、Ｆ
ＰＣ熱交換器13への冷却水を空気式冷凍機23を用いて冷
水ポンプ24により供給される冷水により行う。これによ
りＲＰＶ２及び燃料プール３の崩壊熱の除去を残留熱除
去系に繋がる海水系或いは原子炉補機冷却水系に繋がる
海水系を用いることなく達成することが可能となる。な
お、ここでＦＰＣ熱交換器13については必要な除熱が可
能な容量のものとする。
【００４５】またＦＰＣ熱交換器13のみならずＣＵＷ非
再生熱交換器11への冷却水も空気式冷凍機23を用いて冷
水ポンプ24により供給される冷水により行う。ここでＣ
ＵＷ系の冷却能力を向上されるためＣＵＷ再生熱交換器
9についてはＣＵＷ再生熱交換器バイパス配管43を運用
する。これによりＲＰＶ２及び燃料プール３の崩壊熱の
除去を残留熱除去系に繋がる海水系或いは原子炉補機冷
却水系に繋がる海水系を用いることなく達成することが
可能となる。
再生熱交換器11への冷却水も空気式冷凍機23を用いて冷
水ポンプ24により供給される冷水により行う。ここでＣ
ＵＷ系の冷却能力を向上されるためＣＵＷ再生熱交換器
9についてはＣＵＷ再生熱交換器バイパス配管43を運用
する。これによりＲＰＶ２及び燃料プール３の崩壊熱の
除去を残留熱除去系に繋がる海水系或いは原子炉補機冷
却水系に繋がる海水系を用いることなく達成することが
可能となる。
【００４６】また、同様に原子炉補機冷却水系及びター
ビン補機冷却水系の負荷についても冷却水供給及び戻り
配管25，27によって空気式冷凍機23を用い冷水ポンプ24
により供給される冷水を供給することで、ＲＣＷ熱交換
器16或いはＴＣＷ熱交換器19による除熱を必要とせず、
結果的に海水系を用いずに除熱が可能となる。
ビン補機冷却水系の負荷についても冷却水供給及び戻り
配管25，27によって空気式冷凍機23を用い冷水ポンプ24
により供給される冷水を供給することで、ＲＣＷ熱交換
器16或いはＴＣＷ熱交換器19による除熱を必要とせず、
結果的に海水系を用いずに除熱が可能となる。
【００４７】ここで、原子炉補機冷却水系及びタービン
補機冷却水系各負荷への冷却水の供給はＲＣＷポンプ15
或いはＴＣＷポンプ18によって循環される冷却水に空気
式冷凍機23、冷水ポンプ24による冷水供給配管25から冷
水を必要量供給することで除熱を行うこととなり、この
冷水供給配管25へ温度調節弁38を設けることで、一定温
度の冷却水を原子炉補機冷却水系及びタービン補機冷却
水系各負荷に供給することが可能となる。
補機冷却水系各負荷への冷却水の供給はＲＣＷポンプ15
或いはＴＣＷポンプ18によって循環される冷却水に空気
式冷凍機23、冷水ポンプ24による冷水供給配管25から冷
水を必要量供給することで除熱を行うこととなり、この
冷水供給配管25へ温度調節弁38を設けることで、一定温
度の冷却水を原子炉補機冷却水系及びタービン補機冷却
水系各負荷に供給することが可能となる。
【００４８】本実施の形態によれば、原子炉停止時に海
水系を全台停止した場合、通常の海水系以外の除熱系を
用いて燃料プール３及びＲＰＶ２内の除熱が定期点検中
の大半の期間継続して冷却可能となる。また、定期点検
中に冷却が必要な原子炉補機冷却水系及びタービン補機
冷却水系の冷却も最適な系統構成により継続して行うこ
とができる。
水系を全台停止した場合、通常の海水系以外の除熱系を
用いて燃料プール３及びＲＰＶ２内の除熱が定期点検中
の大半の期間継続して冷却可能となる。また、定期点検
中に冷却が必要な原子炉補機冷却水系及びタービン補機
冷却水系の冷却も最適な系統構成により継続して行うこ
とができる。
【００４９】（第２の実施の形態）図２により本発明に
係る原子炉等冷却設備の第２の実施の形態を説明する。
本実施の形態は、燃料プール浄化系のＦＰＣ熱交換器13
の二次側冷却水であるＲＣＷ冷却水供給配管22に空気式
冷凍機23を冷却源とし冷水ポンプ24により冷水供給を行
う冷水供給配管25を、また、ＲＣＷ冷却水戻り配管26に
空気式冷凍機23を冷却源とし冷水ポンプ24により冷水供
給を行う冷水戻り配管27を接続する。
係る原子炉等冷却設備の第２の実施の形態を説明する。
本実施の形態は、燃料プール浄化系のＦＰＣ熱交換器13
の二次側冷却水であるＲＣＷ冷却水供給配管22に空気式
冷凍機23を冷却源とし冷水ポンプ24により冷水供給を行
う冷水供給配管25を、また、ＲＣＷ冷却水戻り配管26に
空気式冷凍機23を冷却源とし冷水ポンプ24により冷水供
給を行う冷水戻り配管27を接続する。
【００５０】さらに、ＲＣＷ冷却水供給配管22及び戻り
配管26上にＲＣＷ側切替弁28を設け、冷水供給配管25及
び冷水戻り配管27上に冷水側切替弁29を設置する（請求
項１対応）。
配管26上にＲＣＷ側切替弁28を設け、冷水供給配管25及
び冷水戻り配管27上に冷水側切替弁29を設置する（請求
項１対応）。
【００５１】原子炉補機冷却水系の原子炉補機冷却水供
給母管30に換気空調冷水系設備42を冷却源とした冷水供
給配管25を、ＲＣＷ冷却水戻り母管31に換気空調冷水系
設備42を冷却源とした冷水戻り配管27を接続する。
給母管30に換気空調冷水系設備42を冷却源とした冷水供
給配管25を、ＲＣＷ冷却水戻り母管31に換気空調冷水系
設備42を冷却源とした冷水戻り配管27を接続する。
【００５２】タービン補機冷却水系のＴＣＷ冷却水供給
母管32に換気空調冷水系設備42を冷却源とした冷水供給
配管25を接続し、ＴＣＷ冷却水戻り母管33に換気空調冷
水系設備42を冷却源とした冷水戻り配管27を接続する
（請求項６対応）。
母管32に換気空調冷水系設備42を冷却源とした冷水供給
配管25を接続し、ＴＣＷ冷却水戻り母管33に換気空調冷
水系設備42を冷却源とした冷水戻り配管27を接続する
（請求項６対応）。
【００５３】また、冷水供給配管25からＲＣＷ冷却水系
冷却負荷34，35（ＣＵＷ非再生熱交換器11も含む）及び
ＴＣＷ冷却水系冷却負荷36，37へ冷水供給は、原子炉補
機冷却水系及びタービン補機冷却水系へ接続した冷水供
給配管25に温度調節弁38を設置して、ＲＣＷ冷却水供給
配管22又はＴＣＷ冷却水供給母管32に設置された温度計
により一定温度の冷却水が供給できるように冷却水量を
調整する。
冷却負荷34，35（ＣＵＷ非再生熱交換器11も含む）及び
ＴＣＷ冷却水系冷却負荷36，37へ冷水供給は、原子炉補
機冷却水系及びタービン補機冷却水系へ接続した冷水供
給配管25に温度調節弁38を設置して、ＲＣＷ冷却水供給
配管22又はＴＣＷ冷却水供給母管32に設置された温度計
により一定温度の冷却水が供給できるように冷却水量を
調整する。
【００５４】さらに、ＲＣＷ冷却水供給母管30への冷水
供給配管25に温度調節弁38を設け、ＴＣＷ冷却水供給母
管32への冷水供給配管25に温度調節弁38を設け、ＲＣＷ
冷却水戻り母管31への冷水戻り配管27に冷水戻り弁40を
設け、ＴＣＷ冷却水戻り母管33への冷水供給配管25上に
冷水戻り弁40を設ける（請求項12対応）。
供給配管25に温度調節弁38を設け、ＴＣＷ冷却水供給母
管32への冷水供給配管25に温度調節弁38を設け、ＲＣＷ
冷却水戻り母管31への冷水戻り配管27に冷水戻り弁40を
設け、ＴＣＷ冷却水戻り母管33への冷水供給配管25上に
冷水戻り弁40を設ける（請求項12対応）。
【００５５】次に本実施の形態の作用を説明する。通常
の原子炉停止時の熱の除去のうち、ＲＰＶ２の冷却はＲ
ＨＲポンプ５、ＲＨＲＳポンプ７によりＲＨＲ熱交換器
６を介して行い、燃料プール３の冷却はＦＰＣポンプ12
により循環する燃料プール水をＦＰＣ熱交換器13を介し
てＲＣＷポンプ15により循環する原子炉補機冷却水をＲ
ＣＷ熱交換器16を介してＳＷポンプ17により海水冷却を
行っている。
の原子炉停止時の熱の除去のうち、ＲＰＶ２の冷却はＲ
ＨＲポンプ５、ＲＨＲＳポンプ７によりＲＨＲ熱交換器
６を介して行い、燃料プール３の冷却はＦＰＣポンプ12
により循環する燃料プール水をＦＰＣ熱交換器13を介し
てＲＣＷポンプ15により循環する原子炉補機冷却水をＲ
ＣＷ熱交換器16を介してＳＷポンプ17により海水冷却を
行っている。
【００５６】また、原子炉補機冷却水系及びタービン補
機冷却水系の除熱負荷のうち、ＦＰＣ熱交換器13以外で
除熱が必要な熱負荷は原子炉補機冷却水をＲＣＷ熱交換
器16を介してＳＷポンプ17、又はＴＣＷ冷却水をＴＣＷ
熱交換器19を介してＳＷポンプ17により海水冷却を行っ
ている。
機冷却水系の除熱負荷のうち、ＦＰＣ熱交換器13以外で
除熱が必要な熱負荷は原子炉補機冷却水をＲＣＷ熱交換
器16を介してＳＷポンプ17、又はＴＣＷ冷却水をＴＣＷ
熱交換器19を介してＳＷポンプ17により海水冷却を行っ
ている。
【００５７】これに対し、今後の定期点検短縮等で定期
点検中に通常の海水系以外の除熱系を用いた除熱を行う
際は、ＦＰＣ熱交換器13への冷却水を空気式冷凍機23を
用い冷水ポンプ24により供給される冷水により行うこと
で、ＲＰＶ２及び燃料プール３の崩壊熱の除去を残留熱
除去系に繋がる海水系又は原子炉補機冷却水系に繋がる
海水系を用いることなく達成することができる。なお、
ここで、ＦＰＣ熱交換器13については必要な除熱が可能
な容量のものとする。
点検中に通常の海水系以外の除熱系を用いた除熱を行う
際は、ＦＰＣ熱交換器13への冷却水を空気式冷凍機23を
用い冷水ポンプ24により供給される冷水により行うこと
で、ＲＰＶ２及び燃料プール３の崩壊熱の除去を残留熱
除去系に繋がる海水系又は原子炉補機冷却水系に繋がる
海水系を用いることなく達成することができる。なお、
ここで、ＦＰＣ熱交換器13については必要な除熱が可能
な容量のものとする。
【００５８】また、同様に原子炉補機冷却水系及びター
ビン補機冷却水系の負荷についても冷水供給配管25及び
冷水戻り配管27によって換気空調冷水系設備42を用いた
冷水を供給することでＲＣＷ熱交換器16又はＴＣＷ熱交
換器19による除熱を必要とせず、結果的に海水系を用い
ることなく除熱が可能となる。
ビン補機冷却水系の負荷についても冷水供給配管25及び
冷水戻り配管27によって換気空調冷水系設備42を用いた
冷水を供給することでＲＣＷ熱交換器16又はＴＣＷ熱交
換器19による除熱を必要とせず、結果的に海水系を用い
ることなく除熱が可能となる。
【００５９】ここで、原子炉補機冷却水系及びタービン
補機冷却水系各負荷への冷却水の供給はＲＣＷポンプ15
又はＴＣＷポンプ18によって循環される冷却水に換気空
調冷水系設備42から冷水供給配管25を経て冷水を必要量
供給することで、除熱を行うことができる。また、この
冷水供給配管25へ温度調節弁38を設けることで、一定温
度の冷却水を原子炉補機冷却水系及びタービン補機冷却
水系各負荷に供給することができる。
補機冷却水系各負荷への冷却水の供給はＲＣＷポンプ15
又はＴＣＷポンプ18によって循環される冷却水に換気空
調冷水系設備42から冷水供給配管25を経て冷水を必要量
供給することで、除熱を行うことができる。また、この
冷水供給配管25へ温度調節弁38を設けることで、一定温
度の冷却水を原子炉補機冷却水系及びタービン補機冷却
水系各負荷に供給することができる。
【００６０】本実施の形態によれば、今後想定される前
述したような状況の際に通常の海水系以外の除熱系を用
いて燃料プール３及びＲＰＶ２内の除熱が定期点検中の
大半の期間継続して冷却可能となり、また、定期点検中
に冷却が必要な原子炉補機冷却水系及びタービン補機冷
却水系の冷却も最適な系統構成により継続して行うこと
ができる。
述したような状況の際に通常の海水系以外の除熱系を用
いて燃料プール３及びＲＰＶ２内の除熱が定期点検中の
大半の期間継続して冷却可能となり、また、定期点検中
に冷却が必要な原子炉補機冷却水系及びタービン補機冷
却水系の冷却も最適な系統構成により継続して行うこと
ができる。
【００６１】（第３の実施の形態）図１により本発明に
係る原子炉等冷却設備の第３の実施の形態を説明する。
図１は本発明の第１の実施の形態で説明した原子炉等冷
却設備の概要図である。本実施の形態はＦＰＣ熱交換器
13の二次側のＲＣＷ冷却水配管22，26への冷水供給配管
25、冷水戻り配管27を接続するのではなく、ＲＨＲ熱交
換器６の二次側冷却水配管へ接続を行い、冷水供給配管
25ないしは冷水戻り配管27上に切替弁29を設置する（請
求項３，５対応）。
係る原子炉等冷却設備の第３の実施の形態を説明する。
図１は本発明の第１の実施の形態で説明した原子炉等冷
却設備の概要図である。本実施の形態はＦＰＣ熱交換器
13の二次側のＲＣＷ冷却水配管22，26への冷水供給配管
25、冷水戻り配管27を接続するのではなく、ＲＨＲ熱交
換器６の二次側冷却水配管へ接続を行い、冷水供給配管
25ないしは冷水戻り配管27上に切替弁29を設置する（請
求項３，５対応）。
【００６２】次に本実施の形態の作用を説明する。通常
の原子炉停止時の熱の除去のうち、ＲＰＶ２の冷却はＲ
ＨＲポンプ５、ＲＨＲＳポンプ７によりＲＨＲ熱交換器
６を介して行い、燃料プール３の冷却はＦＰＣポンプ12
により循環する燃料プール水をＦＰＣ熱交換器13を介し
てＲＣＷポンプ15により循環する原子炉補機冷却水をＲ
ＣＷ熱交換器16を介してＳＷポンプ17により海水冷却を
行っている。
の原子炉停止時の熱の除去のうち、ＲＰＶ２の冷却はＲ
ＨＲポンプ５、ＲＨＲＳポンプ７によりＲＨＲ熱交換器
６を介して行い、燃料プール３の冷却はＦＰＣポンプ12
により循環する燃料プール水をＦＰＣ熱交換器13を介し
てＲＣＷポンプ15により循環する原子炉補機冷却水をＲ
ＣＷ熱交換器16を介してＳＷポンプ17により海水冷却を
行っている。
【００６３】また、原子炉補機冷却水系及びタービン補
機冷却水系の除熱負荷のうち、ＦＰＣ熱交換器13以外で
除熱が必要な熱負荷は原子炉補機冷却水をＲＣＷ熱交換
器16を介してＳＷポンプ17又はタービン補機冷却水をＴ
ＣＷ熱交換器19を介してＳＷポンプ17により海水冷却を
行っている。
機冷却水系の除熱負荷のうち、ＦＰＣ熱交換器13以外で
除熱が必要な熱負荷は原子炉補機冷却水をＲＣＷ熱交換
器16を介してＳＷポンプ17又はタービン補機冷却水をＴ
ＣＷ熱交換器19を介してＳＷポンプ17により海水冷却を
行っている。
【００６４】これに対し、今後の定期点検短縮等で定期
点検中に通常の海水系以外の除熱系を用いた除熱を行う
際は、ＲＨＲ熱交換器６への冷却水を空気式冷凍機23を
用い冷水ポンプ24により供給される冷水で行うことで、
ＲＰＶ２及び燃料プール３の崩壊熱の除去を残留熱除去
系に繋がる海水系或いは原子炉補機冷却水系に繋がる海
水系を用いることなく達成することができる。
点検中に通常の海水系以外の除熱系を用いた除熱を行う
際は、ＲＨＲ熱交換器６への冷却水を空気式冷凍機23を
用い冷水ポンプ24により供給される冷水で行うことで、
ＲＰＶ２及び燃料プール３の崩壊熱の除去を残留熱除去
系に繋がる海水系或いは原子炉補機冷却水系に繋がる海
水系を用いることなく達成することができる。
【００６５】また、同様に原子炉補機冷却水系及びター
ビン補機冷却水系の負荷についても冷却水供給配管25及
び戻り配管27によって空気式冷凍機23を用い冷水ポンプ
24により供給される冷水を供給することでＲＣＷ熱交換
器16又はＴＣＷ熱交換器19による除熱を必要とせず、結
果的に海水系を用いることなく除熱が可能となる。
ビン補機冷却水系の負荷についても冷却水供給配管25及
び戻り配管27によって空気式冷凍機23を用い冷水ポンプ
24により供給される冷水を供給することでＲＣＷ熱交換
器16又はＴＣＷ熱交換器19による除熱を必要とせず、結
果的に海水系を用いることなく除熱が可能となる。
【００６６】ここで、原子炉補機冷却水系及びタービン
補機冷却水系各負荷への冷却水の供給はＲＣＷポンプ15
又はＴＣＷポンプ18によって循環される冷却水に空気式
冷凍機23、冷水ポンプ24による冷水供給配管25から冷水
を必要量供給することで除熱を行うこととなり、この冷
水供給配管25へ温度調節弁38を設けることで一定温度の
冷却水を原子炉補機冷却水系及びタービン補機冷却水系
各負荷に供給することが可能となる。
補機冷却水系各負荷への冷却水の供給はＲＣＷポンプ15
又はＴＣＷポンプ18によって循環される冷却水に空気式
冷凍機23、冷水ポンプ24による冷水供給配管25から冷水
を必要量供給することで除熱を行うこととなり、この冷
水供給配管25へ温度調節弁38を設けることで一定温度の
冷却水を原子炉補機冷却水系及びタービン補機冷却水系
各負荷に供給することが可能となる。
【００６７】本実施の形態によれば、今後想定される前
述したような状況の際に通常の海水系以外の除熱系を用
いて燃料プール３及びＲＰＶ２内の除熱が定期点検中の
大半の期間継続して冷却可能となり、また定期点検中に
冷却が必要な原子炉補機冷却水系及びタービン補機冷却
水系の冷却も最適な系統構成により継続して行うことが
できる。
述したような状況の際に通常の海水系以外の除熱系を用
いて燃料プール３及びＲＰＶ２内の除熱が定期点検中の
大半の期間継続して冷却可能となり、また定期点検中に
冷却が必要な原子炉補機冷却水系及びタービン補機冷却
水系の冷却も最適な系統構成により継続して行うことが
できる。
【００６８】（第４の実施の形態）図１及び図２により
本実施の形態に係る原子炉等冷却設備の第４の実施の形
態を説明する。
本実施の形態に係る原子炉等冷却設備の第４の実施の形
態を説明する。
【００６９】本実施の形態は図１及び図２において、原
子炉補機冷却水系及びタービン補機冷却水系へ接続した
冷水供給配管25に温度調節弁38の代りに流量調節弁を設
置する。その他は第１から第２の実施の形態と同様であ
る。
子炉補機冷却水系及びタービン補機冷却水系へ接続した
冷水供給配管25に温度調節弁38の代りに流量調節弁を設
置する。その他は第１から第２の実施の形態と同様であ
る。
【００７０】次に本実施の形態の作用を説明する。作用
については第１及び第２の実施の形態のなかで温度調節
弁38を流量調節弁に代えることにより、原子炉補機冷却
水系及びタービン補機冷却水系各負荷への冷水の供給を
一定流量で行い、最終的には原子炉補機冷却水系及びタ
ービン補機冷却水系各負荷への冷却水供給を制御するこ
とが可能となる。
については第１及び第２の実施の形態のなかで温度調節
弁38を流量調節弁に代えることにより、原子炉補機冷却
水系及びタービン補機冷却水系各負荷への冷水の供給を
一定流量で行い、最終的には原子炉補機冷却水系及びタ
ービン補機冷却水系各負荷への冷却水供給を制御するこ
とが可能となる。
【００７１】本実施の形態によれば、今後想定される前
述したような状況の際に通常の海水系以外の除熱系を用
いて燃料プール３及びＲＰＶ２内の除熱が定検中の大半
の期間継続して冷却可能となり、また定検中に冷却が必
要な原子炉補機冷却水系及びタービン補機冷却水系の冷
却も継続して行うことができる。
述したような状況の際に通常の海水系以外の除熱系を用
いて燃料プール３及びＲＰＶ２内の除熱が定検中の大半
の期間継続して冷却可能となり、また定検中に冷却が必
要な原子炉補機冷却水系及びタービン補機冷却水系の冷
却も継続して行うことができる。
【００７２】（第５の実施の形態）図３により本発明に
係る原子炉等冷却設備の第５の実施の形態を説明する。
なお、図３中、図４と同一部分には同一符号を付して重
複説明は省略する。
係る原子炉等冷却設備の第５の実施の形態を説明する。
なお、図３中、図４と同一部分には同一符号を付して重
複説明は省略する。
【００７３】本実施の形態は図３に示したように、燃料
プール浄化系のＦＰＣ熱交換器13の二次側冷却水である
ＲＣＷ冷却水供給配管22に空気式冷凍機23を冷却源とし
冷水ポンプ24により冷水供給を行う冷水供給配管25を、
また原子炉補機冷却水系のＲＣＷ冷却水戻り母管31に空
気式冷凍機23を冷却源とし冷水ポンプ24により冷水供給
を行う冷水戻り配管27を接続する。更にＲＣＷ冷却水供
給配管22上にＲＣＷ側切替弁28、冷水供給配管25及び冷
水戻り配管27上に冷水側切替弁29を設置する（請求項９
対応）。
プール浄化系のＦＰＣ熱交換器13の二次側冷却水である
ＲＣＷ冷却水供給配管22に空気式冷凍機23を冷却源とし
冷水ポンプ24により冷水供給を行う冷水供給配管25を、
また原子炉補機冷却水系のＲＣＷ冷却水戻り母管31に空
気式冷凍機23を冷却源とし冷水ポンプ24により冷水供給
を行う冷水戻り配管27を接続する。更にＲＣＷ冷却水供
給配管22上にＲＣＷ側切替弁28、冷水供給配管25及び冷
水戻り配管27上に冷水側切替弁29を設置する（請求項９
対応）。
【００７４】原子炉冷却材浄化系のＣＵＷ非再生熱交換
器11の二次側冷却水であるＲＣＷ冷却水供給配管22に空
気式冷凍機23を冷却源とし冷水ポンプ24により冷水供給
を行う冷水供給配管25を、また原子炉補機冷却水系のＲ
ＣＷ冷却水戻り母管31に空気式冷凍機23を冷却源とし冷
水ポンプ24により冷水供給を行う冷水戻り配管27を接続
する。更にＲＣＷ冷却水供給配管22上にＲＣＷ側切替弁
28、冷水供給配管25及び冷水戻り配管27上に冷水側切替
弁29を設置する（請求項10対応）。なお、ここでの冷水
戻り配管27及びその配管上の冷水側切替弁29は前段落の
ものと共用する。
器11の二次側冷却水であるＲＣＷ冷却水供給配管22に空
気式冷凍機23を冷却源とし冷水ポンプ24により冷水供給
を行う冷水供給配管25を、また原子炉補機冷却水系のＲ
ＣＷ冷却水戻り母管31に空気式冷凍機23を冷却源とし冷
水ポンプ24により冷水供給を行う冷水戻り配管27を接続
する。更にＲＣＷ冷却水供給配管22上にＲＣＷ側切替弁
28、冷水供給配管25及び冷水戻り配管27上に冷水側切替
弁29を設置する（請求項10対応）。なお、ここでの冷水
戻り配管27及びその配管上の冷水側切替弁29は前段落の
ものと共用する。
【００７５】タービン補機冷却系のＴＣＷ冷却水供給母
管32に空気式冷凍機23を冷却源とし冷水ポンプ24により
冷水供給を行う冷水供給配管25を接続し、ＴＣＷ冷却水
戻り母管33に空気式冷凍機23を冷却源とし冷水ポンプ24
により冷水供給を行う冷水戻り配管27を接続する。
管32に空気式冷凍機23を冷却源とし冷水ポンプ24により
冷水供給を行う冷水供給配管25を接続し、ＴＣＷ冷却水
戻り母管33に空気式冷凍機23を冷却源とし冷水ポンプ24
により冷水供給を行う冷水戻り配管27を接続する。
【００７６】また冷水供給配管25からＴＣＷ冷却水系冷
却負荷36，37への冷水供給は、タービン補機冷却水系へ
接続した冷水供給配管25に温度調節弁38を設置して、Ｔ
ＣＷ冷却水供給母管32に設置された温度計により一定温
度の冷却水が供給できるように冷却水量を調整する。
却負荷36，37への冷水供給は、タービン補機冷却水系へ
接続した冷水供給配管25に温度調節弁38を設置して、Ｔ
ＣＷ冷却水供給母管32に設置された温度計により一定温
度の冷却水が供給できるように冷却水量を調整する。
【００７７】さらにＴＣＷ冷却水供給母管32への冷水供
給配管25に温度調節弁38を設置、ＴＣＷ冷却水戻り母管
33への冷水供給配管25に冷水戻り弁40を設置する（請求
項12対応）。
給配管25に温度調節弁38を設置、ＴＣＷ冷却水戻り母管
33への冷水供給配管25に冷水戻り弁40を設置する（請求
項12対応）。
【００７８】次に本実施の形態の作用を説明する。通常
の原子炉停止時の熱の除去のうち、ＲＰＶ２の冷却はＲ
ＨＲポンプ５、ＲＨＲＳポンプ７によりＲＨＲ熱交換器
６を介して行い、燃料プール３の冷却はＦＰＣポンプ12
により循環する燃料プール水をＦＰＣ熱交換器13を介し
てＲＣＷポンプ15により循環する原子炉補機冷却水をＲ
ＣＷ熱交換器16を介してＳＷポンプ17により海水冷却を
行っている。
の原子炉停止時の熱の除去のうち、ＲＰＶ２の冷却はＲ
ＨＲポンプ５、ＲＨＲＳポンプ７によりＲＨＲ熱交換器
６を介して行い、燃料プール３の冷却はＦＰＣポンプ12
により循環する燃料プール水をＦＰＣ熱交換器13を介し
てＲＣＷポンプ15により循環する原子炉補機冷却水をＲ
ＣＷ熱交換器16を介してＳＷポンプ17により海水冷却を
行っている。
【００７９】また、原子炉補機冷却水系及びタービン補
機冷却水系の除熱負荷のうち、ＦＰＣ熱交換器13以外で
除熱が必要な熱負荷は原子炉補機冷却水をＲＣＷ熱交換
器16を介してＳＷポンプ17、或いはタービン補機冷却水
をＴＣＷ熱交換器19を介してＳＷポンプ17により海水冷
却を行っている。
機冷却水系の除熱負荷のうち、ＦＰＣ熱交換器13以外で
除熱が必要な熱負荷は原子炉補機冷却水をＲＣＷ熱交換
器16を介してＳＷポンプ17、或いはタービン補機冷却水
をＴＣＷ熱交換器19を介してＳＷポンプ17により海水冷
却を行っている。
【００８０】これに対し、今後の定検短縮等で定検中に
通常の海水系以外の除熱系を用いた除熱を行う際は、Ｃ
ＵＷ非再生熱交換器11或いはＦＰＣ熱交換器13への冷却
水を空気式冷凍機23を用いて冷水ポンプ24により供給さ
れる冷水により行う。ここでＣＵＷ系の冷却能力を向上
されるためＣＵＷ再生熱交換器9についてはＣＵＷ再生
熱交換器バイパス配管43を運用する。これによりＲＰＶ
２及び燃料プール３の崩壊熱の除去を残留熱除去系に繋
がる海水系或いは原子炉補機冷却水系に繋がる海水系を
用いることなく達成することが可能となる。
通常の海水系以外の除熱系を用いた除熱を行う際は、Ｃ
ＵＷ非再生熱交換器11或いはＦＰＣ熱交換器13への冷却
水を空気式冷凍機23を用いて冷水ポンプ24により供給さ
れる冷水により行う。ここでＣＵＷ系の冷却能力を向上
されるためＣＵＷ再生熱交換器9についてはＣＵＷ再生
熱交換器バイパス配管43を運用する。これによりＲＰＶ
２及び燃料プール３の崩壊熱の除去を残留熱除去系に繋
がる海水系或いは原子炉補機冷却水系に繋がる海水系を
用いることなく達成することが可能となる。
【００８１】また、ここで原子炉補機冷却水系の負荷に
ついてはＣＵＷ熱交換器11或いはＦＰＣ熱交換器13を冷
却した冷水はＲＣＷ冷却水戻り母管31部で他のＲＣＷ負
荷の出口冷却水と合流するが、温度的には十分他のＲＣ
Ｗ負荷の冷却可能なため、ＲＣＷポンプ15を経てＲＣＷ
冷却水供給母管30により他のＲＣＷ負荷への冷却水供給
の循環継続が可能となる。最終的にはＣＵＷ熱交換器1
1、ＦＰＣ熱交換器13を冷水にて、他のＲＣＷ負荷は冷
水より温度が高い冷却水の供給により冷却が達成され結
果的にＲＣＷ熱交換器16による除熱を必要とせず、即ち
海水系を用いずに除熱が可能となる。なお、最終的な除
熱はＲＣＷ冷却水戻り母管31に接続する冷水戻り配管27
を経て空気式冷凍機により行われる。
ついてはＣＵＷ熱交換器11或いはＦＰＣ熱交換器13を冷
却した冷水はＲＣＷ冷却水戻り母管31部で他のＲＣＷ負
荷の出口冷却水と合流するが、温度的には十分他のＲＣ
Ｗ負荷の冷却可能なため、ＲＣＷポンプ15を経てＲＣＷ
冷却水供給母管30により他のＲＣＷ負荷への冷却水供給
の循環継続が可能となる。最終的にはＣＵＷ熱交換器1
1、ＦＰＣ熱交換器13を冷水にて、他のＲＣＷ負荷は冷
水より温度が高い冷却水の供給により冷却が達成され結
果的にＲＣＷ熱交換器16による除熱を必要とせず、即ち
海水系を用いずに除熱が可能となる。なお、最終的な除
熱はＲＣＷ冷却水戻り母管31に接続する冷水戻り配管27
を経て空気式冷凍機により行われる。
【００８２】また、同様にタービン補機冷却水系の負荷
についても冷却水供給及び戻り配管25，27によって空気
式冷凍機23を用い冷水ポンプ24により供給される冷水を
供給することで、ＴＣＷ熱交換器19による除熱を必要と
せず、結果的に海水系を用いずに除熱が可能となる。
についても冷却水供給及び戻り配管25，27によって空気
式冷凍機23を用い冷水ポンプ24により供給される冷水を
供給することで、ＴＣＷ熱交換器19による除熱を必要と
せず、結果的に海水系を用いずに除熱が可能となる。
【００８３】ここで、タービン補機冷却水系各負荷への
冷却水の供給はＴＣＷポンプ18によって循環される冷却
水に空気式冷凍機23、冷水ポンプ24による冷水供給配管
25から冷水を必要量供給することで除熱を行うこととな
り、この冷水供給配管25へ温度調節弁38を設けること
で、一定温度の冷却水をタービン補機冷却水系各負荷に
供給することが可能となる。
冷却水の供給はＴＣＷポンプ18によって循環される冷却
水に空気式冷凍機23、冷水ポンプ24による冷水供給配管
25から冷水を必要量供給することで除熱を行うこととな
り、この冷水供給配管25へ温度調節弁38を設けること
で、一定温度の冷却水をタービン補機冷却水系各負荷に
供給することが可能となる。
【００８４】本実施の形態によれば、原子炉停止時に海
水系を全台停止した場合、通常の海水系以外の除熱系を
用いて燃料プール３及びＲＰＶ２内の除熱が定期点検中
の大半の期間継続して冷却可能となる。また、定期点検
中に冷却が必要な原子炉補機冷却水系及びタービン補機
冷却水系の冷却も最適な系統構成により継続して行うこ
とができる。
水系を全台停止した場合、通常の海水系以外の除熱系を
用いて燃料プール３及びＲＰＶ２内の除熱が定期点検中
の大半の期間継続して冷却可能となる。また、定期点検
中に冷却が必要な原子炉補機冷却水系及びタービン補機
冷却水系の冷却も最適な系統構成により継続して行うこ
とができる。
【００８５】（第６の実施の形態）図３により本発明に
係る原子炉等冷却設備の第６の実施の形態を説明する。
図３は本発明の第５の実施の形態で説明した原子炉等冷
却設備の概要図である。本実施の形態はＦＰＣ熱交換器
13の二次側のＲＣＷ冷却水配管22への冷水供給配管25、
ＲＣＷ冷却水戻り母管31への冷水戻り配管27を接続する
のではなく、ＲＨＲ熱交換器６の二次側冷却水配管へ接
続を行い、冷水供給配管25ないしはＲＣＷ冷却水戻り母
管31上に切替弁29を設置する（請求項11対応）。
係る原子炉等冷却設備の第６の実施の形態を説明する。
図３は本発明の第５の実施の形態で説明した原子炉等冷
却設備の概要図である。本実施の形態はＦＰＣ熱交換器
13の二次側のＲＣＷ冷却水配管22への冷水供給配管25、
ＲＣＷ冷却水戻り母管31への冷水戻り配管27を接続する
のではなく、ＲＨＲ熱交換器６の二次側冷却水配管へ接
続を行い、冷水供給配管25ないしはＲＣＷ冷却水戻り母
管31上に切替弁29を設置する（請求項11対応）。
【００８６】次に本実施の形態の作用を説明する。通常
の原子炉停止時の熱の除去のうち、ＲＰＶ２の冷却はＲ
ＨＲポンプ５、ＲＨＲＳポンプ７によりＲＨＲ熱交換器
６を介して行い、燃料プール３の冷却はＦＰＣポンプ12
により循環する燃料プール水をＦＰＣ熱交換器13を介し
てＲＣＷポンプ15により循環する原子炉補機冷却水をＲ
ＣＷ熱交換器16を介してＳＷポンプ17により海水冷却を
行っている。
の原子炉停止時の熱の除去のうち、ＲＰＶ２の冷却はＲ
ＨＲポンプ５、ＲＨＲＳポンプ７によりＲＨＲ熱交換器
６を介して行い、燃料プール３の冷却はＦＰＣポンプ12
により循環する燃料プール水をＦＰＣ熱交換器13を介し
てＲＣＷポンプ15により循環する原子炉補機冷却水をＲ
ＣＷ熱交換器16を介してＳＷポンプ17により海水冷却を
行っている。
【００８７】また、原子炉補機冷却水系及びタービン補
機冷却水系の除熱負荷のうち、ＦＰＣ熱交換器13以外で
除熱が必要な熱負荷は原子炉補機冷却水をＲＣＷ熱交換
器16を介してＳＷポンプ17、或いはタービン補機冷却水
をＴＣＷ熱交換器19を介してＳＷポンプ17により海水冷
却を行っている。
機冷却水系の除熱負荷のうち、ＦＰＣ熱交換器13以外で
除熱が必要な熱負荷は原子炉補機冷却水をＲＣＷ熱交換
器16を介してＳＷポンプ17、或いはタービン補機冷却水
をＴＣＷ熱交換器19を介してＳＷポンプ17により海水冷
却を行っている。
【００８８】これに対し、今後の定検短縮等で定検中に
通常の海水系以外の除熱系を用いた除熱を行う際は、Ｒ
ＨＲ熱交換器６或いはＣＵＷ非再生熱交換器11への冷却
水を空気式冷凍機23を用いて冷水ポンプ24により供給さ
れる冷水により行う。これによりＲＰＶ２及び燃料プー
ル３の崩壊熱の除去を残留熱除去系に繋がる海水系或い
は原子炉補機冷却水系に繋がる海水系を用いることなく
達成することが可能となる。
通常の海水系以外の除熱系を用いた除熱を行う際は、Ｒ
ＨＲ熱交換器６或いはＣＵＷ非再生熱交換器11への冷却
水を空気式冷凍機23を用いて冷水ポンプ24により供給さ
れる冷水により行う。これによりＲＰＶ２及び燃料プー
ル３の崩壊熱の除去を残留熱除去系に繋がる海水系或い
は原子炉補機冷却水系に繋がる海水系を用いることなく
達成することが可能となる。
【００８９】また、ここで原子炉補機冷却水系の負荷に
ついてはＲＨＲ熱交換器６或いはＣＵＷ熱交換器11を冷
却した冷水はＲＣＷ冷却水戻り母管31部で他のＲＣＷ負
荷の出口冷却水と合流するが、温度的には十分他のＲＣ
Ｗ負荷の冷却可能なため、ＲＣＷポンプ15を経てＲＣＷ
冷却水供給母管30により他のＲＣＷ負荷への冷却水供給
の循環継続が可能となる。最終的にはＲＨＲ熱交換器
６、ＣＵＷ熱交換器11を冷水にて、他のＲＣＷ負荷は冷
水より温度が高い冷却水の供給により冷却が達成され結
果的にＲＣＷ熱交換器16による除熱を必要とせず、即ち
海水系を用いずに除熱が可能となる。ここで図３ではＲ
ＨＲ熱交換器６は通常時は海水にて直接冷却される構成
となっているが、原子炉補機冷却系の負荷となっている
発電所もあり、その場合は上記作用が可能である。な
お、最終的な除熱はＲＣＷ冷却水戻り母管31に接続する
冷水戻り配管27を経て空気式冷凍機により行われる。
ついてはＲＨＲ熱交換器６或いはＣＵＷ熱交換器11を冷
却した冷水はＲＣＷ冷却水戻り母管31部で他のＲＣＷ負
荷の出口冷却水と合流するが、温度的には十分他のＲＣ
Ｗ負荷の冷却可能なため、ＲＣＷポンプ15を経てＲＣＷ
冷却水供給母管30により他のＲＣＷ負荷への冷却水供給
の循環継続が可能となる。最終的にはＲＨＲ熱交換器
６、ＣＵＷ熱交換器11を冷水にて、他のＲＣＷ負荷は冷
水より温度が高い冷却水の供給により冷却が達成され結
果的にＲＣＷ熱交換器16による除熱を必要とせず、即ち
海水系を用いずに除熱が可能となる。ここで図３ではＲ
ＨＲ熱交換器６は通常時は海水にて直接冷却される構成
となっているが、原子炉補機冷却系の負荷となっている
発電所もあり、その場合は上記作用が可能である。な
お、最終的な除熱はＲＣＷ冷却水戻り母管31に接続する
冷水戻り配管27を経て空気式冷凍機により行われる。
【００９０】また、同様にタービン補機冷却水系の負荷
についても冷却水供給及び戻り配管25，27によって空気
式冷凍機23を用い冷水ポンプ24により供給される冷水を
供給することで、ＴＣＷ熱交換器19による除熱を必要と
せず、結果的に海水系を用いずに除熱が可能となる。
についても冷却水供給及び戻り配管25，27によって空気
式冷凍機23を用い冷水ポンプ24により供給される冷水を
供給することで、ＴＣＷ熱交換器19による除熱を必要と
せず、結果的に海水系を用いずに除熱が可能となる。
【００９１】ここで、タービン補機冷却水系各負荷への
冷却水の供給はＴＣＷポンプ18によって循環される冷却
水に空気式冷凍機23、冷水ポンプ24による冷水供給配管
25から冷水を必要量供給することで除熱を行うこととな
り、この冷水供給配管25へ温度調節弁38を設けること
で、一定温度の冷却水をタービン補機冷却水系各負荷に
供給することが可能となる。
冷却水の供給はＴＣＷポンプ18によって循環される冷却
水に空気式冷凍機23、冷水ポンプ24による冷水供給配管
25から冷水を必要量供給することで除熱を行うこととな
り、この冷水供給配管25へ温度調節弁38を設けること
で、一定温度の冷却水をタービン補機冷却水系各負荷に
供給することが可能となる。
【００９２】本実施の形態によれば、原子炉停止時に海
水系を全台停止した場合、通常の海水系以外の除熱系を
用いて燃料プール３及びＲＰＶ２内の除熱が定期点検中
の大半の期間継続して冷却可能となる。また、定期点検
中に冷却が必要な原子炉補機冷却水系及びタービン補機
冷却水系の冷却も最適な系統構成により継続して行うこ
とができる。
水系を全台停止した場合、通常の海水系以外の除熱系を
用いて燃料プール３及びＲＰＶ２内の除熱が定期点検中
の大半の期間継続して冷却可能となる。また、定期点検
中に冷却が必要な原子炉補機冷却水系及びタービン補機
冷却水系の冷却も最適な系統構成により継続して行うこ
とができる。
【００９３】（第７の実施の形態）図１により本発明に
係る原子炉等冷却設備の第７の実施の形態を説明する。
図１は本発明の第１の実施の形態で説明した原子炉等冷
却設備の概要図である。本実施の形態はこの原子炉等冷
却設備の冷水供給配管25、冷水戻り配管27、空気式冷凍
機23及び冷水ポンプ24を発電所内の号機間共用とし、各
号機のＦＰＣ熱交換器13等に接続する。
係る原子炉等冷却設備の第７の実施の形態を説明する。
図１は本発明の第１の実施の形態で説明した原子炉等冷
却設備の概要図である。本実施の形態はこの原子炉等冷
却設備の冷水供給配管25、冷水戻り配管27、空気式冷凍
機23及び冷水ポンプ24を発電所内の号機間共用とし、各
号機のＦＰＣ熱交換器13等に接続する。
【００９４】次に本実施の形態の作用を説明する。通常
の原子炉停止時の熱の除去のうち、ＲＰＶ２の冷却はＲ
ＨＲポンプ５、ＲＨＲＳポンプ７によりＲＨＲ熱交換器
６を介して行い、燃料プール３の冷却はＦＰＣポンプ12
により循環する燃料プール水をＦＰＣ熱交換器13を介し
てＲＣＷポンプ15により循環する原子炉補機冷却水をＲ
ＣＷ熱交換器16を介してＳＷポンプ17により海水冷却を
行っている。
の原子炉停止時の熱の除去のうち、ＲＰＶ２の冷却はＲ
ＨＲポンプ５、ＲＨＲＳポンプ７によりＲＨＲ熱交換器
６を介して行い、燃料プール３の冷却はＦＰＣポンプ12
により循環する燃料プール水をＦＰＣ熱交換器13を介し
てＲＣＷポンプ15により循環する原子炉補機冷却水をＲ
ＣＷ熱交換器16を介してＳＷポンプ17により海水冷却を
行っている。
【００９５】また、原子炉補機冷却水系及びタービン補
機冷却水系の除熱負荷のうち、ＦＰＣ熱交換器13以外で
除熱が必要な熱負荷は原子炉補機冷却水をＲＣＷ熱交換
器16を介してＳＷポンプ17又はタービン補機冷却水をＴ
ＣＷ熱交換器19を介してＳＷポンプ17により海水冷却を
行っている。
機冷却水系の除熱負荷のうち、ＦＰＣ熱交換器13以外で
除熱が必要な熱負荷は原子炉補機冷却水をＲＣＷ熱交換
器16を介してＳＷポンプ17又はタービン補機冷却水をＴ
ＣＷ熱交換器19を介してＳＷポンプ17により海水冷却を
行っている。
【００９６】これに対し、今後の定期点検短縮等で定期
点検中に通常の海水系以外の除熱系を用いた除熱を行う
際は、ＲＨＲ熱交換器６への冷却水を空気式冷凍機23を
用い冷水ポンプ24により供給される冷水で行うことで、
ＲＰＶ２及び燃料プール３の崩壊熱の除去を残留熱除去
系に繋がる海水系或いは原子炉補機冷却水系に繋がる海
水系を用いることなく達成することができる。
点検中に通常の海水系以外の除熱系を用いた除熱を行う
際は、ＲＨＲ熱交換器６への冷却水を空気式冷凍機23を
用い冷水ポンプ24により供給される冷水で行うことで、
ＲＰＶ２及び燃料プール３の崩壊熱の除去を残留熱除去
系に繋がる海水系或いは原子炉補機冷却水系に繋がる海
水系を用いることなく達成することができる。
【００９７】また、同様に原子炉補機冷却水系及びター
ビン補機冷却水系の負荷についても冷却水供給配管25及
び戻り配管27によって空気式冷凍機23を用い冷水ポンプ
24により供給される冷水を供給することでＲＣＷ熱交換
器16又はＴＣＷ熱交換器19による除熱を必要とせず、結
果的に海水系を用いることなく除熱が可能となる。
ビン補機冷却水系の負荷についても冷却水供給配管25及
び戻り配管27によって空気式冷凍機23を用い冷水ポンプ
24により供給される冷水を供給することでＲＣＷ熱交換
器16又はＴＣＷ熱交換器19による除熱を必要とせず、結
果的に海水系を用いることなく除熱が可能となる。
【００９８】ここで、原子炉補機冷却水系及びタービン
補機冷却水系各負荷への冷却水の供給はＲＣＷポンプ15
又はＴＣＷポンプ18によって循環される冷却水に空気式
冷凍機23、冷水ポンプ24による冷水供給配管25から冷水
を必要量供給することで除熱を行うこととなり、この冷
水供給配管25へ温度調節弁38を設けることで一定温度の
冷却水を原子炉補機冷却水系及びタービン補機冷却水系
各負荷に供給することが可能となる。
補機冷却水系各負荷への冷却水の供給はＲＣＷポンプ15
又はＴＣＷポンプ18によって循環される冷却水に空気式
冷凍機23、冷水ポンプ24による冷水供給配管25から冷水
を必要量供給することで除熱を行うこととなり、この冷
水供給配管25へ温度調節弁38を設けることで一定温度の
冷却水を原子炉補機冷却水系及びタービン補機冷却水系
各負荷に供給することが可能となる。
【００９９】更に、本冷却設備は発電所内の複数号機間
の共用の冷水系であるため、定検期間の重複しない号機
については本冷却設備が有効に活用され、設備の更なる
最適化が可能となる。
の共用の冷水系であるため、定検期間の重複しない号機
については本冷却設備が有効に活用され、設備の更なる
最適化が可能となる。
【０１００】本実施の形態によれば、今後想定される前
述したような状況の際に通常の海水系以外の除熱系を用
いて燃料プール及びＲＰＶ内の除熱が定期点検中の大半
の期間継続して冷却可能となり、また定期点検中に冷却
が必要な原子炉補機冷却水系及びタービン補機冷却水系
の冷却も最適な系統構成により継続して行うことがで
き、更に発電所内の複数号機の共用の冷水系とすること
から、発電所としても最適な設備構成とすることができ
る。
述したような状況の際に通常の海水系以外の除熱系を用
いて燃料プール及びＲＰＶ内の除熱が定期点検中の大半
の期間継続して冷却可能となり、また定期点検中に冷却
が必要な原子炉補機冷却水系及びタービン補機冷却水系
の冷却も最適な系統構成により継続して行うことがで
き、更に発電所内の複数号機の共用の冷水系とすること
から、発電所としても最適な設備構成とすることができ
る。
【０１０１】なお、上記各実施の形態において、原子炉
補機冷却水系又はタービン補機冷却水系の冷却に空気式
冷凍機23の代りに換気空調冷水系設備42を用いて説明し
たが、原子炉補機冷却水系のみ換気空調冷水系を利用又
はタービン補機冷却水系のみ換気空調冷水系を利用し、
他方は空気式冷凍機を利用した場合においても本各実施
の形態と同様の効果が得られる。又、大気冷却式冷凍機
としての空気式冷凍機23、換気空調冷水系設備42に代り
空気式冷却器（ＡＦＣ）を利用しても本実施の形態と同
様の効果が得られる。
補機冷却水系又はタービン補機冷却水系の冷却に空気式
冷凍機23の代りに換気空調冷水系設備42を用いて説明し
たが、原子炉補機冷却水系のみ換気空調冷水系を利用又
はタービン補機冷却水系のみ換気空調冷水系を利用し、
他方は空気式冷凍機を利用した場合においても本各実施
の形態と同様の効果が得られる。又、大気冷却式冷凍機
としての空気式冷凍機23、換気空調冷水系設備42に代り
空気式冷却器（ＡＦＣ）を利用しても本実施の形態と同
様の効果が得られる。
【０１０２】
【発明の効果】本発明によれば、原子炉停止時に海水系
を全台停止した場合、通常の海水系以外の除熱系を用い
てＲＰＶ及び燃料プールの除熱が定期点検中の大半の期
間継続して冷却することができる。また、同時に冷却が
必要な原子炉補機冷却系及びタービン補機冷却系の冷却
系も継続して冷却することができ、しかも冷却水配管物
量及び配管の結露防止対策に付帯するトータル物量を低
減できる。
を全台停止した場合、通常の海水系以外の除熱系を用い
てＲＰＶ及び燃料プールの除熱が定期点検中の大半の期
間継続して冷却することができる。また、同時に冷却が
必要な原子炉補機冷却系及びタービン補機冷却系の冷却
系も継続して冷却することができ、しかも冷却水配管物
量及び配管の結露防止対策に付帯するトータル物量を低
減できる。
【図１】本発明に係る原子炉等冷却設備の第１の実施の
形態を説明するための機器と配管の系統図。
形態を説明するための機器と配管の系統図。
【図２】本発明に係る原子炉等冷却設備の第２の実施の
形態を説明するための機器と配管の系統図。
形態を説明するための機器と配管の系統図。
【図３】本発明に係る原子炉等冷却設備の第５の実施の
形態を説明するための機器と配管の系統図。
形態を説明するための機器と配管の系統図。
【図４】従来の原子炉等冷却設備を示す機器と配管の系
統図。
統図。
１…原子炉ウエル、２…原子炉圧力容器（ＲＰＶ）、３
…燃料プール、４…スキマサージタンク、５…ＲＨＲポ
ンプ、６…ＲＨＲ熱交換器、７…ＲＨＲＳポンプ、８…
ＣＵＷポンプ、９…ＣＵＷ再生熱交換器、10…ＣＵＷ−
Ｆ／Ｄ、11…ＣＵＷ非再生熱交換器、12…ＦＰＣポン
プ、13…ＦＰＣ熱交換器、14…ＦＰＣ−Ｆ／Ｄ、15…Ｒ
ＣＷポンプ、16…ＲＣＷ熱交換器、17…常用海水ポン
プ、18…ＴＣＷポンプ、19…ＴＣＷ熱交換器、20…ＲＣ
Ｗ冷却負荷、21…ＴＣＷ冷却負荷、22…ＲＣＷ冷却水供
給配管、23…空気式冷凍機、24…冷水ポンプ、25…冷水
供給配管、26…ＲＣＷ冷却水戻り配管、27…冷水戻り配
管、28…ＲＣＷ側切替弁、29…冷水側切替弁、30…ＲＣ
Ｗ冷却水供給母管、31…ＲＣＷ冷却水戻り母管、32…Ｔ
ＣＷ冷却水供給母管、33…ＴＣＷ冷却水戻り母管、34，
35…ＲＣＷ冷却水系冷却負荷、36，37…ＴＣＷ冷却水系
冷却負荷、38…温度調節弁、39…ＦＰＣ−Ｆ／Ｄバイパ
ス配管、40…冷水戻り弁、41…非常用炉心冷却系補機類
冷却負荷（ＥＣＣＳ負荷）、42…換気空調冷水系設備、
43…ＣＵＷ再生熱交換器バイパス配管。
…燃料プール、４…スキマサージタンク、５…ＲＨＲポ
ンプ、６…ＲＨＲ熱交換器、７…ＲＨＲＳポンプ、８…
ＣＵＷポンプ、９…ＣＵＷ再生熱交換器、10…ＣＵＷ−
Ｆ／Ｄ、11…ＣＵＷ非再生熱交換器、12…ＦＰＣポン
プ、13…ＦＰＣ熱交換器、14…ＦＰＣ−Ｆ／Ｄ、15…Ｒ
ＣＷポンプ、16…ＲＣＷ熱交換器、17…常用海水ポン
プ、18…ＴＣＷポンプ、19…ＴＣＷ熱交換器、20…ＲＣ
Ｗ冷却負荷、21…ＴＣＷ冷却負荷、22…ＲＣＷ冷却水供
給配管、23…空気式冷凍機、24…冷水ポンプ、25…冷水
供給配管、26…ＲＣＷ冷却水戻り配管、27…冷水戻り配
管、28…ＲＣＷ側切替弁、29…冷水側切替弁、30…ＲＣ
Ｗ冷却水供給母管、31…ＲＣＷ冷却水戻り母管、32…Ｔ
ＣＷ冷却水供給母管、33…ＴＣＷ冷却水戻り母管、34，
35…ＲＣＷ冷却水系冷却負荷、36，37…ＴＣＷ冷却水系
冷却負荷、38…温度調節弁、39…ＦＰＣ−Ｆ／Ｄバイパ
ス配管、40…冷水戻り弁、41…非常用炉心冷却系補機類
冷却負荷（ＥＣＣＳ負荷）、42…換気空調冷水系設備、
43…ＣＵＷ再生熱交換器バイパス配管。
フロントページの続き (72)発明者 塩入 章夫 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 松木 博 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 (12)
- 【請求項１】 原子炉停止時に発生する炉心又は燃料プ
ールの燃料崩壊熱或いは機器から発生する熱を冷却する
原子炉等冷却設備において、原子力発電所に設置されて
いる燃料プールに接続した燃料プール冷却浄化系熱交換
器の二次側冷却水供給配管と冷却水戻り配管に切替弁を
介して大気冷却式冷凍機を接続し、前記原子炉停止時の
前記燃料プールで発生する崩壊熱又は原子炉圧力容器か
ら発生する炉心崩壊熱を前記切替弁の切替えにより除去
できるように配管接続してなることを特徴とする原子炉
等冷却設備。 - 【請求項２】 原子炉停止時に発生する炉心又は燃料プ
ールの燃料崩壊熱或いは機器から発生する熱を冷却する
原子炉等冷却設備において、原子力発電所に設置されて
いる原子炉補機冷却系、タービン補機冷却系のいずれか
１系統或いは両系統の冷却水供給配管及び冷却水戻り配
管に切替弁を介して大気冷却式冷凍機を接続し、前記原
子炉補機冷却系及び前記タービン補機冷却系の循環水に
冷却水を混合させることにより、前記原子炉停止時に前
記原子炉補機冷却系及び前記タービン補機冷却系で発生
する熱を除去するように配管接続してなることを特徴と
する原子炉等冷却設備。 - 【請求項３】 原子炉停止時に発生する炉心又は燃料プ
ールの燃料崩壊熱或いは機器から発生する熱を冷却する
原子炉等冷却設備において、原子力発電所に設置されて
いる残留熱除去系の残留熱除去系熱交換器の二次側冷却
水供給配管と冷却水戻り配管に切替弁を介して大気冷却
式冷凍機を接続し、前記原子炉停止時の燃料プールで発
生する崩壊熱及び原子炉圧力容器から発生する炉心崩壊
熱を前記切替弁の切替えにより除去できるように配管接
続してなることを特徴とする原子炉等冷却設備。 - 【請求項４】 請求項１記載の前記大気冷却式冷凍機の
冷却水系と、請求項２記載の前記大気冷却式冷凍機の冷
却水系を共通とすることを特徴とする原子炉等冷却設
備。 - 【請求項５】 請求項２記載の前記大気冷却式冷凍機の
冷却水系と、請求項３記載の前記大気冷却式冷凍機の冷
却水系を共通とすることを特徴とする原子炉等冷却設
備。 - 【請求項６】 原子炉停止時に発生する炉心又は燃料プ
ールの燃料崩壊熱或いは機器から発生する熱を冷却する
原子炉等冷却設備において、原子力発電所に設置されて
いる原子炉補機冷却系、タービン補機冷却系のいずれか
１系統或いは両系統に換気空調冷水系からの冷却水供給
配管及び冷却水戻り配管に切替弁を介して接続し、前記
原子炉補機冷却系及び前記タービン補機冷却系の循環水
に換気空調冷水系から冷水を混合させることにより、前
記原子炉停止時に原子炉補機冷却系及びタービン補機冷
却系で発生する熱を換気空調冷水系で除去するように配
管接続してなることを特徴とする原子炉等冷却設備。 - 【請求項７】 原子炉停止時に発生する炉心又は燃料プ
ールの燃料崩壊熱或いは機器から発生する熱を冷却する
原子炉等冷却設備において、原子力発電所に設置されて
いる原子炉冷却材浄化系非再生熱交換器の二次側冷却水
供給配管と冷却水戻り配管に切替弁を介して大気冷却式
冷凍機を接続し、前記原子炉停止時の前記燃料プールで
発生する崩壊熱又は原子炉圧力容器から発生する炉心崩
壊熱を前記切替弁の切替え及び原子炉冷却材浄化系再生
熱交換器の胴側バイパス配管を運用することとにより除
去できるように配管接続してなることを特徴とする原子
炉等冷却設備。 - 【請求項８】 請求項１記載の前記大気冷却式冷凍機の
冷却水系と、請求項２記載の前記大気冷却式冷凍機の冷
却水系と、請求項７記載の前記大気冷却式冷凍機の冷却
水系を共通とすることを特徴とする原子炉等冷却設備。 - 【請求項９】 原子炉停止時に発生する炉心又は燃料プ
ールの燃料崩壊熱或いは機器から発生する熱を冷却する
原子炉等冷却設備において、原子力発電所に設置されて
いる燃料プールに接続した燃料プール冷却浄化系熱交換
器の二次側冷却水供給配管と二次側冷却として燃料プー
ル冷却浄化系を冷却している原子炉補機冷却系の冷却水
戻り母管に切替弁を介して大気冷却式冷凍機を接続し、
前記原子炉停止時の前記燃料プールで発生する崩壊熱又
は原子炉圧力容器から発生する炉心崩壊熱及び原子炉補
機冷却系で発生する熱を前記切替弁の切替えにより除去
できるように配管接続してなることを特徴とする原子炉
等冷却設備。 - 【請求項１０】 原子炉停止時に発生する炉心又は燃料
プールの燃料崩壊熱或いは機器から発生する熱を冷却す
る原子炉等冷却設備において、原子力発電所に設置され
ている原子炉冷却材浄化系非再生熱交換器の二次側冷却
水供給配管と二次側冷却として原子炉冷却材浄化系を冷
却している原子炉補機冷却系の冷却水戻り母管に切替弁
を介して大気冷却式冷凍機を接続し、前記原子炉停止時
の前記燃料プールで発生する崩壊熱又は原子炉圧力容器
から発生する炉心崩壊熱及び原子炉補機冷却系で発生す
る熱を前記切替弁の切替え及び原子炉冷却材浄化系再生
熱交換器の胴側バイパス配管を運用することとにより除
去できるように配管接続してなることを特徴とする原子
炉等冷却設備。 - 【請求項１１】 原子炉停止時に発生する炉心又は燃料
プールの燃料崩壊熱或いは機器から発生する熱を冷却す
る原子炉等冷却設備において、原子力発電所に設置され
ている残留熱除去系の残留熱除去系熱交換器の二次側冷
却水供給配管と二次側冷却として残留熱除去系を冷却し
ている原子炉補機冷却系の冷却水戻り母管に切替弁を介
して大気冷却式冷凍機を接続し、前記原子炉停止時の前
記燃料プールで発生する崩壊熱又は原子炉圧力容器から
発生する炉心崩壊熱及び原子炉補機冷却系で発生する熱
を前記切替弁の切替えにより除去できるように配管接続
してなることを特徴とする原子炉等冷却設備。 - 【請求項１２】 前記原子炉補機冷却系及び前記タービ
ン補機冷却系へ接続した前記大気冷却式冷凍機の冷却水
系冷却水供給配管に温度あるいは流量を調節する調節手
段を具備してなることを特徴とする請求項２，請求項
４，請求項５，請求項６，請求項８記載の原子炉等冷却
設備。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2000183017A JP2001188094A (ja) | 1999-10-22 | 2000-06-19 | 原子炉等冷却設備 |
Applications Claiming Priority (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP30150599 | 1999-10-22 | ||
| JP11-301505 | 1999-10-22 | ||
| JP2000183017A JP2001188094A (ja) | 1999-10-22 | 2000-06-19 | 原子炉等冷却設備 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2001188094A true JP2001188094A (ja) | 2001-07-10 |
Family
ID=26562710
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2000183017A Pending JP2001188094A (ja) | 1999-10-22 | 2000-06-19 | 原子炉等冷却設備 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2001188094A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2008203023A (ja) * | 2007-02-19 | 2008-09-04 | Toshiba Corp | 原子力プラントの冷却系 |
| JP2012149967A (ja) * | 2011-01-18 | 2012-08-09 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 原子力発電プラントの１／２次系冷却水システム及び原子力発電プラント |
-
2000
- 2000-06-19 JP JP2000183017A patent/JP2001188094A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2008203023A (ja) * | 2007-02-19 | 2008-09-04 | Toshiba Corp | 原子力プラントの冷却系 |
| JP4653763B2 (ja) * | 2007-02-19 | 2011-03-16 | 株式会社東芝 | 原子力プラントの冷却系 |
| JP2012149967A (ja) * | 2011-01-18 | 2012-08-09 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 原子力発電プラントの１／２次系冷却水システム及び原子力発電プラント |
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Legal Events
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