JP2002122688A - 沸騰水型原子力発電プラント - Google Patents
沸騰水型原子力発電プラントInfo
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- JP2002122688A JP2002122688A JP2000317167A JP2000317167A JP2002122688A JP 2002122688 A JP2002122688 A JP 2002122688A JP 2000317167 A JP2000317167 A JP 2000317167A JP 2000317167 A JP2000317167 A JP 2000317167A JP 2002122688 A JP2002122688 A JP 2002122688A
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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Abstract
(57)【要約】
【課題】静的格納容器冷却系プールと復水貯蔵槽の最適
な容量設計を可能とする静的格納容器冷却系冷却水プー
ルを得ることを目的とする。 【解決手段】静的格納容器冷却系を有する沸騰水型原子
力発電プラントにおいて、静的格納容器冷却系に非常用
炉心冷却系ポンプの吸込み配管を繋ぎ、静的格納容器冷
却系を非常用炉心冷却系の初期水源として利用可能とす
る。
な容量設計を可能とする静的格納容器冷却系冷却水プー
ルを得ることを目的とする。 【解決手段】静的格納容器冷却系を有する沸騰水型原子
力発電プラントにおいて、静的格納容器冷却系に非常用
炉心冷却系ポンプの吸込み配管を繋ぎ、静的格納容器冷
却系を非常用炉心冷却系の初期水源として利用可能とす
る。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、沸騰水型原子力発
電プラントに係り、特に静的格納容器冷却系冷却水プー
ルを改良した沸騰水型原子力発電プラントに関する。
電プラントに係り、特に静的格納容器冷却系冷却水プー
ルを改良した沸騰水型原子力発電プラントに関する。
【０００２】
【従来の技術】一般に、沸騰水型原子力発電プラントの
静的格納容器冷却系冷却水プールの水源は、静的格納容
器冷却系または原子炉隔離事象時の原子炉の冷却系アイ
ソレーションコンデンサーの冷却に限られているため、
設計事故またはそれを超えるような過酷事故時における
使用に限定されている。
静的格納容器冷却系冷却水プールの水源は、静的格納容
器冷却系または原子炉隔離事象時の原子炉の冷却系アイ
ソレーションコンデンサーの冷却に限られているため、
設計事故またはそれを超えるような過酷事故時における
使用に限定されている。
【０００３】静的格納容器冷却系冷却水プールの中に貯
蔵されている大量の水は通常は使用することも無く、原
子炉建屋４０１の配置設計上大きなインパクトを与えて
いるのでその合理化が望まれていた。
蔵されている大量の水は通常は使用することも無く、原
子炉建屋４０１の配置設計上大きなインパクトを与えて
いるのでその合理化が望まれていた。
【０００４】図４は沸騰水型原子力発電プラントの静的
格納容器冷却系冷却水プールの従来例を示している。
格納容器冷却系冷却水プールの従来例を示している。
【０００５】この図４に示すように、原子炉建屋４０１
内の中央位置に原子炉格納容器４０２が設けられ、その
中に原子炉圧力容器４０３が収容されている。原子炉格
納容器４０１上部には、燃料プール４０４、原子炉ウェ
ル４０５、機器仮置きプール４０６、静的格納容器冷却
系冷却水プール４０７等が配置されている。
内の中央位置に原子炉格納容器４０２が設けられ、その
中に原子炉圧力容器４０３が収容されている。原子炉格
納容器４０１上部には、燃料プール４０４、原子炉ウェ
ル４０５、機器仮置きプール４０６、静的格納容器冷却
系冷却水プール４０７等が配置されている。
【０００６】圧力抑制プール４０８は原子炉圧力容器４
０３の周囲に設けられており、復水貯蔵槽４０９は原子
炉建屋４０１の外部に配置されている。
０３の周囲に設けられており、復水貯蔵槽４０９は原子
炉建屋４０１の外部に配置されている。
【０００７】静的格納容器冷却系冷却水プール４０７
は、静的格納容器冷却系熱交換器４３３を内蔵してい
る。静的格納容器冷却系熱交換器４３３には静的格納容
器冷却系蒸気吸い込み配管４１０および静的格納容器冷
却系ドレン配管４１１が接続され、静的格納容器冷却系
ドレン配管４１１は圧力抑制プール４０８が繋がれてい
る。
は、静的格納容器冷却系熱交換器４３３を内蔵してい
る。静的格納容器冷却系熱交換器４３３には静的格納容
器冷却系蒸気吸い込み配管４１０および静的格納容器冷
却系ドレン配管４１１が接続され、静的格納容器冷却系
ドレン配管４１１は圧力抑制プール４０８が繋がれてい
る。
【０００８】さらに、非常用炉心冷却系ポンプ吸込み配
管４１２が復水貯蔵槽４０９に接続され、非常用炉心冷
却系サプレッションプール吸込み配管４１５が圧力抑制
プール４０８に接続され、それぞれ非常用炉心冷却系ポ
ンプ４１３を介して非常用炉心冷却系注入配管４１４に
より原子炉圧力容器４０３内に復水貯蔵槽４０９内また
は圧力抑制プール４０８内の冷却水を注入できるように
なっている。また、非常用冷却水系ポンプ吸込み配管４
１２は復水貯蔵タンクに接続される場合もある。
管４１２が復水貯蔵槽４０９に接続され、非常用炉心冷
却系サプレッションプール吸込み配管４１５が圧力抑制
プール４０８に接続され、それぞれ非常用炉心冷却系ポ
ンプ４１３を介して非常用炉心冷却系注入配管４１４に
より原子炉圧力容器４０３内に復水貯蔵槽４０９内また
は圧力抑制プール４０８内の冷却水を注入できるように
なっている。また、非常用冷却水系ポンプ吸込み配管４
１２は復水貯蔵タンクに接続される場合もある。
【０００９】また、燃料プール４０４には、燃料プール
吸込み配管４１７が接続され、燃料プール４０４内の冷
却水を燃料プール吸込み配管４１７に接続された燃料プ
ール浄化ポンプ４１８を介してろ過脱塩器４１９ｂによ
り浄化し、燃料プール浄化戻り配管４２０により燃料プ
ール４０４に還流する。
吸込み配管４１７が接続され、燃料プール４０４内の冷
却水を燃料プール吸込み配管４１７に接続された燃料プ
ール浄化ポンプ４１８を介してろ過脱塩器４１９ｂによ
り浄化し、燃料プール浄化戻り配管４２０により燃料プ
ール４０４に還流する。
【００１０】また、圧力抑制プール４０８には、圧力抑
制プール吸込み配管４２１が接続され、吸込んだ冷却水
を圧力抑制プール浄化ポンプ４２２を介してろ過脱塩器
４１９ａを通過させ、浄化させて圧力抑制プール浄化戻
り配管４２５により圧力抑制プール４０８に還流する。
制プール吸込み配管４２１が接続され、吸込んだ冷却水
を圧力抑制プール浄化ポンプ４２２を介してろ過脱塩器
４１９ａを通過させ、浄化させて圧力抑制プール浄化戻
り配管４２５により圧力抑制プール４０８に還流する。
【００１１】原子炉ウェル４０５には原子炉ウェル吸込
み配管４３４が、機器仮置きプール４０６には機器プー
ル吸込み配管４２４がそれぞれ接続され、原子炉ウェル
吸込み配管４３４および機器プール吸込み配管４２４
は、燃料プール吸込み配管４１７および圧力抑制プール
吸込み配管４２１に接続され、ろ過脱塩器４１９ａまた
はろ過脱塩器４１９ｂによりそれぞれの冷却水が浄化で
きるようになっている。また、原子炉ウェル４０５にろ
過脱塩器４１９ａまたはろ過脱塩器４１９ｂを通った水
が原子炉ウェル水張り配管４２３により注水できるよう
になっている。
み配管４３４が、機器仮置きプール４０６には機器プー
ル吸込み配管４２４がそれぞれ接続され、原子炉ウェル
吸込み配管４３４および機器プール吸込み配管４２４
は、燃料プール吸込み配管４１７および圧力抑制プール
吸込み配管４２１に接続され、ろ過脱塩器４１９ａまた
はろ過脱塩器４１９ｂによりそれぞれの冷却水が浄化で
きるようになっている。また、原子炉ウェル４０５にろ
過脱塩器４１９ａまたはろ過脱塩器４１９ｂを通った水
が原子炉ウェル水張り配管４２３により注水できるよう
になっている。
【００１２】さらに、復水貯蔵槽４０９の冷却水が復水
移送ポンプ４２７を介して原子炉ウェル水張り配管４２
８により注水されるようになっている。
移送ポンプ４２７を介して原子炉ウェル水張り配管４２
８により注水されるようになっている。
【００１３】なお、静的格納容器冷却系プール４０７に
は有効容積４２９および死容積４３０が設定されてい
る。静的格納容器冷却系プール４０７は大気ベントとし
て外部配管に接続される。
は有効容積４２９および死容積４３０が設定されてい
る。静的格納容器冷却系プール４０７は大気ベントとし
て外部配管に接続される。
【００１４】
【発明が解決しようとする課題】上述の従来の沸騰水型
原子力発電プラントの静的格納容器冷却系冷却水プール
４０７においては、非常用炉心冷却系の初期水源として
の非常用水源およびプラント定期検査中の燃料交換のた
めの原子炉ウェルの水張り用水が、復水貯蔵槽に貯蔵さ
れる必要があった。これにより復水貯蔵槽がプラント通
常運転中の必要な量に比べて遥かに大きな容量が必要で
あり、配置性、経済性上大きな課題であった。
原子力発電プラントの静的格納容器冷却系冷却水プール
４０７においては、非常用炉心冷却系の初期水源として
の非常用水源およびプラント定期検査中の燃料交換のた
めの原子炉ウェルの水張り用水が、復水貯蔵槽に貯蔵さ
れる必要があった。これにより復水貯蔵槽がプラント通
常運転中の必要な量に比べて遥かに大きな容量が必要で
あり、配置性、経済性上大きな課題であった。
【００１５】本発明は上記従来技術の課題を解決するた
めになされたものであり、静的格納容器冷却系プールと
復水貯蔵槽の最適な容量設計を可能とする静的格納容器
冷却系冷却水プールを得ることを目的とする。
めになされたものであり、静的格納容器冷却系プールと
復水貯蔵槽の最適な容量設計を可能とする静的格納容器
冷却系冷却水プールを得ることを目的とする。
【００１６】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するた
め、請求項１記載の発明では、静的格納容器冷却系冷却
水プールから非常用炉心冷却系ポンプの吸込み配管を繋
ぐことにより非常用炉心冷却系の初期水源として利用で
きること特徴とするものである。
め、請求項１記載の発明では、静的格納容器冷却系冷却
水プールから非常用炉心冷却系ポンプの吸込み配管を繋
ぐことにより非常用炉心冷却系の初期水源として利用で
きること特徴とするものである。
【００１７】請求項２記載の発明では、燃料プール浄化
系ポンプまたは圧力抑制プール浄化系ポンプの吸込み配
管を繋ぎ、静的格納容器冷却系冷却水プール水の水質浄
化およびプラント定期検査中の燃料交換のための原子炉
ウェルの水張り用水として利用できることを特徴とする
ものである。
系ポンプまたは圧力抑制プール浄化系ポンプの吸込み配
管を繋ぎ、静的格納容器冷却系冷却水プール水の水質浄
化およびプラント定期検査中の燃料交換のための原子炉
ウェルの水張り用水として利用できることを特徴とする
ものである。
【００１８】上記構成の沸騰水型原子力発電プラントの
静的格納容器冷却系冷却水プールにおいては、非常用炉
心冷却系の初期水源、およびプラントの定期検査中にお
ける燃料交換のための原子炉ウェルの水張り用水に使用
できるので、復水貯蔵槽側の同じ機能は不要となる。
静的格納容器冷却系冷却水プールにおいては、非常用炉
心冷却系の初期水源、およびプラントの定期検査中にお
ける燃料交換のための原子炉ウェルの水張り用水に使用
できるので、復水貯蔵槽側の同じ機能は不要となる。
【００１９】請求項３記載の発明では、静的格納容器冷
却系冷却水プールへの後備的な水補給源として、復水貯
蔵槽から独立した駆動源を有する補給系を設けることに
より、静的格納容器冷却系としての事故後の長期的な信
頼性を向上させることを特徴とするものである。
却系冷却水プールへの後備的な水補給源として、復水貯
蔵槽から独立した駆動源を有する補給系を設けることに
より、静的格納容器冷却系としての事故後の長期的な信
頼性を向上させることを特徴とするものである。
【００２０】請求項４記載の発明では、静的格納容器冷
却系プールそのものを既に有る機器仮置きプールと共用
化することで更なる合理化を達成することを特徴とする
ものである。
却系プールそのものを既に有る機器仮置きプールと共用
化することで更なる合理化を達成することを特徴とする
ものである。
【００２１】
【発明の実施の形態】以下、本発明に係る沸騰水型原子
力発電プラントの静的格納容器冷却系冷却水プール（静
的格納容器冷却系プール）の実施形態について、図面を
参照して説明する。
力発電プラントの静的格納容器冷却系冷却水プール（静
的格納容器冷却系プール）の実施形態について、図面を
参照して説明する。
【００２２】第１実施形態（図１） まず、図１において第１実施形態を説明する。
【００２３】本実施の形態では、原子炉建屋１０１内の
中央位置に原子炉格納容器１０２が設けられ、その中に
原子炉圧力容器１０３が収容されている。原子炉格納容
器１０１上部には、燃料プール１０４、原子炉ウェル１
０５、機器仮置きプール１０６、静的格納容器冷却系冷
却水プール１０７等が配置されている。
中央位置に原子炉格納容器１０２が設けられ、その中に
原子炉圧力容器１０３が収容されている。原子炉格納容
器１０１上部には、燃料プール１０４、原子炉ウェル１
０５、機器仮置きプール１０６、静的格納容器冷却系冷
却水プール１０７等が配置されている。
【００２４】圧力抑制プール１０８は原子炉圧力容器１
０３の周囲に設けられており、復水貯蔵槽１０９は原子
炉建屋１０１の外部に配置されている。
０３の周囲に設けられており、復水貯蔵槽１０９は原子
炉建屋１０１の外部に配置されている。
【００２５】静的格納容器冷却系冷却水プール１０７
は、静的格納容器冷却系熱交換器１３３を内蔵してい
る。静的格納容器冷却系熱交換器１３３には、静的格納
容器冷却系蒸気吸い込み配管１１０および静的格納容器
冷却系ドレン配管１１１が接続され、静的格納容器冷却
系ドレン配管１１１は圧力抑制プール１０８が繋がれて
いる。
は、静的格納容器冷却系熱交換器１３３を内蔵してい
る。静的格納容器冷却系熱交換器１３３には、静的格納
容器冷却系蒸気吸い込み配管１１０および静的格納容器
冷却系ドレン配管１１１が接続され、静的格納容器冷却
系ドレン配管１１１は圧力抑制プール１０８が繋がれて
いる。
【００２６】さらに、静的格納容器冷却系冷却水プール
１０７には非常用炉心冷却系ポンプ吸込み配管１１２が
接続され、非常用炉心冷却系サプレッションプール吸込
み配管１１５が圧力抑制プール１０８に接続され、それ
ぞれ非常用炉心冷却系ポンプ１１３を介して非常用炉心
冷却系注入配管１１４により原子炉圧力容器１０３内に
静的格納容器冷却水プール１０７内または圧力抑制プー
ル１０８内の冷却水を注入できるようになっている。ま
た、非常用冷却水系ポンプ吸込み配管１１２は復水貯蔵
タンクに接続される場合もある。
１０７には非常用炉心冷却系ポンプ吸込み配管１１２が
接続され、非常用炉心冷却系サプレッションプール吸込
み配管１１５が圧力抑制プール１０８に接続され、それ
ぞれ非常用炉心冷却系ポンプ１１３を介して非常用炉心
冷却系注入配管１１４により原子炉圧力容器１０３内に
静的格納容器冷却水プール１０７内または圧力抑制プー
ル１０８内の冷却水を注入できるようになっている。ま
た、非常用冷却水系ポンプ吸込み配管１１２は復水貯蔵
タンクに接続される場合もある。
【００２７】また、燃料プール１０４には、燃料プール
吸込み配管１１７が接続され、燃料プール１０４内の冷
却水を燃料プール吸込み配管１１７に接続された燃料プ
ール浄化ポンプ１１８を介してろ過脱塩器１１９ｂによ
り浄化し、燃料プール浄化戻り配管１２０により燃料プ
ール１０４に還流する。
吸込み配管１１７が接続され、燃料プール１０４内の冷
却水を燃料プール吸込み配管１１７に接続された燃料プ
ール浄化ポンプ１１８を介してろ過脱塩器１１９ｂによ
り浄化し、燃料プール浄化戻り配管１２０により燃料プ
ール１０４に還流する。
【００２８】また、圧力抑制プール１０８には、圧力抑
制プール吸込み配管１２１が接続され、吸込んだ冷却水
を圧力抑制プール浄化ポンプ１２２を介してろ過脱塩器
１１９ａを通過させ、浄化させて圧力抑制プール浄化戻
り配管１２５により圧力抑制プール１０８に還流する。
制プール吸込み配管１２１が接続され、吸込んだ冷却水
を圧力抑制プール浄化ポンプ１２２を介してろ過脱塩器
１１９ａを通過させ、浄化させて圧力抑制プール浄化戻
り配管１２５により圧力抑制プール１０８に還流する。
【００２９】原子炉ウェル１０５には原子炉ウェル吸込
み配管１３４が、機器仮置きプール１０６には機器プー
ル吸込み配管１２４がそれぞれ接続され、原子炉ウェル
吸込み配管１３４および機器プール吸込み配管１２４
は、燃料プール吸込み配管１１７および圧力抑制プール
吸込み配管１２１に接続され、ろ過脱塩器１１９ａまた
はろ過脱塩器１１９ｂによりそれぞれの冷却水が浄化で
きるようになっている。また、原子炉ウェル１０５にろ
過脱塩器１１９ａまたはろ過脱塩器１１９ｂを通った水
が原子炉ウェル水張り配管１２３により注水できるよう
になっている。
み配管１３４が、機器仮置きプール１０６には機器プー
ル吸込み配管１２４がそれぞれ接続され、原子炉ウェル
吸込み配管１３４および機器プール吸込み配管１２４
は、燃料プール吸込み配管１１７および圧力抑制プール
吸込み配管１２１に接続され、ろ過脱塩器１１９ａまた
はろ過脱塩器１１９ｂによりそれぞれの冷却水が浄化で
きるようになっている。また、原子炉ウェル１０５にろ
過脱塩器１１９ａまたはろ過脱塩器１１９ｂを通った水
が原子炉ウェル水張り配管１２３により注水できるよう
になっている。
【００３０】さらに、復水貯蔵槽１０９の冷却水が復水
移送ポンプ１２７を介して原子炉ウェル水張り配管１２
８により注水されるようになっている。
移送ポンプ１２７を介して原子炉ウェル水張り配管１２
８により注水されるようになっている。
【００３１】なお、静的格納容器冷却系プール１０７に
は有効容量１２９および死容積１３０が設定されてい
る。静的格納容器冷却系プール１０７は大気ベントとし
て外部配管１３１に接続されるとともに、静的格納容器
冷却系プール吸込み配管１３２により圧力抑制プール吸
込み配管１２１に接続されている。
は有効容量１２９および死容積１３０が設定されてい
る。静的格納容器冷却系プール１０７は大気ベントとし
て外部配管１３１に接続されるとともに、静的格納容器
冷却系プール吸込み配管１３２により圧力抑制プール吸
込み配管１２１に接続されている。
【００３２】このように構成された本実施の形態におい
ては、以下の作用がなされる。
ては、以下の作用がなされる。
【００３３】原子炉冷却材喪失事故時には、事故信号に
より非常用炉心冷却系ポンプ１１３が自動起動するが、
その初期水源は当該静的格納容器冷却系プール１０７と
なる。
より非常用炉心冷却系ポンプ１１３が自動起動するが、
その初期水源は当該静的格納容器冷却系プール１０７と
なる。
【００３４】原子炉格納容器１０２の外部からの非常用
炉心冷却系の注入配管１１４を介した原子炉への注水
と、喪失冷却材の圧力抑制プール１０８への戻り水とに
より、圧力抑制プール１０８の水位が所定の値を超える
場合には、圧力抑制プール１０８の空間部容積を確保す
るために非常用炉心冷却系ポンプ水源は静的格納容器冷
却系プール１０７側から、圧力抑制プール１０８側へ自
動的に切り替わる。
炉心冷却系の注入配管１１４を介した原子炉への注水
と、喪失冷却材の圧力抑制プール１０８への戻り水とに
より、圧力抑制プール１０８の水位が所定の値を超える
場合には、圧力抑制プール１０８の空間部容積を確保す
るために非常用炉心冷却系ポンプ水源は静的格納容器冷
却系プール１０７側から、圧力抑制プール１０８側へ自
動的に切り替わる。
【００３５】原子炉隔離事象時には、原子炉圧力容器１
０３の逃し安全弁作動による炉水位低下信号により非常
用炉心冷却系ポンプ１１３が自動起動するが、その初期
水源は同様に当該静的格納容器冷却系プール１０７とな
る。原子炉圧力容器１０３の圧力を維持するために逃し
安全弁が作動するが、その排気凝縮水の蓄積により圧力
抑制プール１１５の水位が所定の値を超える場合は、圧
力抑制プール空間部容積を確保するために非常用炉心冷
却系ポンプ水源は静的格納容器冷却系プール１０７側か
ら圧力抑制プール１０８側へ自動的に切り替わる。
０３の逃し安全弁作動による炉水位低下信号により非常
用炉心冷却系ポンプ１１３が自動起動するが、その初期
水源は同様に当該静的格納容器冷却系プール１０７とな
る。原子炉圧力容器１０３の圧力を維持するために逃し
安全弁が作動するが、その排気凝縮水の蓄積により圧力
抑制プール１１５の水位が所定の値を超える場合は、圧
力抑制プール空間部容積を確保するために非常用炉心冷
却系ポンプ水源は静的格納容器冷却系プール１０７側か
ら圧力抑制プール１０８側へ自動的に切り替わる。
【００３６】プラント通常運転中、静的格納容器冷却系
冷却水プール１０７は、定期的に圧力抑制プール浄化系
ポンプ１２２または燃料プール浄化系ポンプ１１８によ
り冷却水を燃料プール浄化系ろ過脱塩器１１９により循
環浄化させ水質の管理を行う。
冷却水プール１０７は、定期的に圧力抑制プール浄化系
ポンプ１２２または燃料プール浄化系ポンプ１１８によ
り冷却水を燃料プール浄化系ろ過脱塩器１１９により循
環浄化させ水質の管理を行う。
【００３７】プラント定期検査中の燃料交換時には、静
的格納容器冷却系冷却水プール水全量は圧力抑制プール
浄化系ポンプ１２２または燃料プール浄化系ポンプ１１
８により、ろ過脱塩器１１９で浄化され、原子炉ウェル
戻り配管１２３を経由して原子炉ウェル１０５へ水張り
される。
的格納容器冷却系冷却水プール水全量は圧力抑制プール
浄化系ポンプ１２２または燃料プール浄化系ポンプ１１
８により、ろ過脱塩器１１９で浄化され、原子炉ウェル
戻り配管１２３を経由して原子炉ウェル１０５へ水張り
される。
【００３８】また、燃料交換終了後は、原子炉ウェル水
は原子炉ウェル１０５および機器プール吸込み配管１２
４から圧力抑制プール浄化系ポンプ１２２および燃料プ
ール浄化系ポンプ１１８により、ろ過脱塩器１１９ａお
よびろ過脱塩器１１９ｂで浄化され、静的格納容器冷却
系冷却水プール浄化戻り配管１２６を経由して、静的格
納容器冷却系冷却水プール１０７に戻される。なお、こ
の戻り水を液体廃棄物処理系へ放出して処理した後、静
的格納容器冷却系冷却水プール１０７へ戻すこともでき
る。また、この液体廃棄物処理系で処理した水を静的格
納容器冷却系冷却水プール１０７には戻さずに、純水を
静的格納容器冷却系冷却水プール１０７へ再補給するこ
ともできる。
は原子炉ウェル１０５および機器プール吸込み配管１２
４から圧力抑制プール浄化系ポンプ１２２および燃料プ
ール浄化系ポンプ１１８により、ろ過脱塩器１１９ａお
よびろ過脱塩器１１９ｂで浄化され、静的格納容器冷却
系冷却水プール浄化戻り配管１２６を経由して、静的格
納容器冷却系冷却水プール１０７に戻される。なお、こ
の戻り水を液体廃棄物処理系へ放出して処理した後、静
的格納容器冷却系冷却水プール１０７へ戻すこともでき
る。また、この液体廃棄物処理系で処理した水を静的格
納容器冷却系冷却水プール１０７には戻さずに、純水を
静的格納容器冷却系冷却水プール１０７へ再補給するこ
ともできる。
【００３９】静的格納容器冷却系が作動するような設計
事象を超えたような過酷事故時においては、通常静的格
納容器冷却系冷却水プール１０７には事故後１日程度は
水の補給無くとも賄えるだけの分の水が貯留されてい
る。その間に故障機器の復旧やプラント外からの補給な
どで事故の収束が行われるとされているが、後備系とし
て復水貯蔵槽１０９から独立した駆動源のポンプ（例え
ば、１台の復水移送ポンプ１２７をディーゼルエンジン
直結駆動とする）により、静的格納容器冷却系冷却水プ
ール１０７への補給が達成される。
事象を超えたような過酷事故時においては、通常静的格
納容器冷却系冷却水プール１０７には事故後１日程度は
水の補給無くとも賄えるだけの分の水が貯留されてい
る。その間に故障機器の復旧やプラント外からの補給な
どで事故の収束が行われるとされているが、後備系とし
て復水貯蔵槽１０９から独立した駆動源のポンプ（例え
ば、１台の復水移送ポンプ１２７をディーゼルエンジン
直結駆動とする）により、静的格納容器冷却系冷却水プ
ール１０７への補給が達成される。
【００４０】図２において復水貯蔵槽設計容量の合理化
の例を示す。
の例を示す。
【００４１】本実施形態によれば、従来復水貯蔵槽の機
能として持っていた、非常用炉心冷却系の初期水源とし
ての非常用水源およびプラント定期検査中の燃料交換の
ための原子炉ウェル水張り用水が、復水貯蔵槽設計容量
からは除外して良いことになるので、復水貯蔵槽容量は
従来設計の７０％程度（例えば現在最新のプラントであ
る１３５０ＭＷｅクラスの発電プラントでは約６００ｍ
３の削減）に合理化することができる。
能として持っていた、非常用炉心冷却系の初期水源とし
ての非常用水源およびプラント定期検査中の燃料交換の
ための原子炉ウェル水張り用水が、復水貯蔵槽設計容量
からは除外して良いことになるので、復水貯蔵槽容量は
従来設計の７０％程度（例えば現在最新のプラントであ
る１３５０ＭＷｅクラスの発電プラントでは約６００ｍ
３の削減）に合理化することができる。
【００４２】第２実施形態（図３） 次に、図３において第２の実施の形態を説明する。
【００４３】本実施の形態は、第１の実施形態において
静的格納容器冷却系冷却水プール１０７そのものを、現
状既にある図３に示した機器仮置きプール３０６と共用
化してしまうというものである。なお、本実施形態にお
いて図１と同様の部材には１００代の符号を、図３にお
いて３００代に代えて付してあるので、説明は省略す
る。
静的格納容器冷却系冷却水プール１０７そのものを、現
状既にある図３に示した機器仮置きプール３０６と共用
化してしまうというものである。なお、本実施形態にお
いて図１と同様の部材には１００代の符号を、図３にお
いて３００代に代えて付してあるので、説明は省略す
る。
【００４４】このように構成された本実施の形態におい
ては、以下の様な作用がなされる。
ては、以下の様な作用がなされる。
【００４５】基本的な作用は第１の実施形態に同じであ
るが、これに以下に記すような機器仮置きプールとの共
用部分の運用が追加される。
るが、これに以下に記すような機器仮置きプールとの共
用部分の運用が追加される。
【００４６】機器仮置きプール３０６は、プラント定期
検査中は水張り状態でその中に蒸気乾燥器や気水分離器
などの原子炉炉内構造物の仮り置き場となる。即ちこの
状態が第１の実施形態で記載した原子炉ウェル水張り状
態であるが、この第２の実施形態では元々静的格納容器
冷却系冷却水プールとしてプラント通常運転中に水張り
状態にあれば、プラント定期検査時の水張り操作そのも
のが不用になる。一方、プラント通常運転時になれば、
現行プラントにおいて通常はこの機器仮置きプールは水
抜きした状態で管理されるが、この第２の実施形態では
静的格納容器冷却系冷却水プールとしての水張り状態を
要求されているのだから、この水抜き操作そのものも不
用になる。
検査中は水張り状態でその中に蒸気乾燥器や気水分離器
などの原子炉炉内構造物の仮り置き場となる。即ちこの
状態が第１の実施形態で記載した原子炉ウェル水張り状
態であるが、この第２の実施形態では元々静的格納容器
冷却系冷却水プールとしてプラント通常運転中に水張り
状態にあれば、プラント定期検査時の水張り操作そのも
のが不用になる。一方、プラント通常運転時になれば、
現行プラントにおいて通常はこの機器仮置きプールは水
抜きした状態で管理されるが、この第２の実施形態では
静的格納容器冷却系冷却水プールとしての水張り状態を
要求されているのだから、この水抜き操作そのものも不
用になる。
【００４７】機器仮置きプール３０６はプラント定期検
査時に原子炉炉内構造物等の移動によりプール水質が若
干悪くなる可能性が有るが、燃料プール浄化系による機
器仮置きプール水の循環浄化により所定の水質は維持で
きる。しかしながら、恐らくプラント寿命中１度も使わ
ない可能性のある静的格納容器冷却系冷却水への汚れを
懸念する場合には、例えばタンク形式の静的格納容器冷
却系熱交換器３０７として製作し、そのタンク内には作
動上最低必要量の冷却水を貯蔵しておき、あとの水源は
機器仮置きプールから必要な時にエレベーション差によ
り継続補給できるように静的格納容器冷却系冷却水補給
配管３３２を設けておく。
査時に原子炉炉内構造物等の移動によりプール水質が若
干悪くなる可能性が有るが、燃料プール浄化系による機
器仮置きプール水の循環浄化により所定の水質は維持で
きる。しかしながら、恐らくプラント寿命中１度も使わ
ない可能性のある静的格納容器冷却系冷却水への汚れを
懸念する場合には、例えばタンク形式の静的格納容器冷
却系熱交換器３０７として製作し、そのタンク内には作
動上最低必要量の冷却水を貯蔵しておき、あとの水源は
機器仮置きプールから必要な時にエレベーション差によ
り継続補給できるように静的格納容器冷却系冷却水補給
配管３３２を設けておく。
【００４８】本実施の形態によれば、第１の実施形態の
効果に加えて、静的格納容器冷却系冷却水プールそのも
のが合理化されるので、静的格納容器冷却系冷却水プー
ル（またはタンク）容量が従来設計の１０％程度（例え
ば現在最新の開発中プラントである１７０万ＫＷｅクラ
スの発電プラントでは約１６００ｍ３の削減）に合理化
することができる。
効果に加えて、静的格納容器冷却系冷却水プールそのも
のが合理化されるので、静的格納容器冷却系冷却水プー
ル（またはタンク）容量が従来設計の１０％程度（例え
ば現在最新の開発中プラントである１７０万ＫＷｅクラ
スの発電プラントでは約１６００ｍ３の削減）に合理化
することができる。
【００４９】
【発明の効果】以上説明したように、本発明によれば、
第１の実施例では復水貯蔵槽の大幅な合理化が達成さ
れ、更に第２の実施例を加えれば静的格納容器冷却系冷
却水プールそのものも大幅な合理化も可能なので、より
経済性の優れた沸騰水型原子力発電プラントを提供する
ことができる。
第１の実施例では復水貯蔵槽の大幅な合理化が達成さ
れ、更に第２の実施例を加えれば静的格納容器冷却系冷
却水プールそのものも大幅な合理化も可能なので、より
経済性の優れた沸騰水型原子力発電プラントを提供する
ことができる。
【図１】本発明の第１実施形態を示す系統概要図。
【図２】前記実施形態における復水貯蔵槽容量の合理化
の例を示す説明図。
の例を示す説明図。
【図３】本発明の第２実施形態を示す系統図。
【図４】従来例を示す系統図。
１０１ 原子炉建屋 １０２ 原子炉格納容器 １０３ 原子炉圧力容器 １０４ （使用済み）燃料プール １０５ 原子炉ウェル １０６ 機器仮置きプール １０７ 静的格納容器冷却系（冷却水）プール １０８ 圧力抑制プール １０９ 復水貯蔵プール １１０ 静的格納容器冷却系蒸気吸込み配管 １１１ 静的格納容器冷却系凝縮水ドレン配管 １１２ 非常用炉心冷却系初期水源吸込み配管 １１３ 非常用炉心冷却系ポンプ １１４ 非常用炉心冷却系注入配管 １１５ 非常用炉心冷却系圧力抑制プール吸込み配管 １１７ 燃料プール吸込み配管 １１８ 燃料プール浄化系ポンプ １１９ａ，１１９ｂ ろ過脱塩器 １２０ 燃料プール浄化戻り配管 １２１ 圧力抑制プール吸込み配管 １２２ 圧力抑制プール浄化系ポンプ １２３ 原子炉ウェル水張り配管 １２４ 原子炉ウェルおよび機器プール吸込み配管 １２５ 圧力抑制プール浄化戻り配管 １２６ 静的格納容器冷却系プール浄化戻り配管 １２７ 復水移送ポンプ １２８ 静的格納容器冷却系プール補給配管 １３２ 静的格納容器冷却系プール吸込み配管 １３３ 静的格納容器冷却系熱交換器
Claims (4)
- 【請求項１】 静的格納容器冷却系を有する沸騰水型原
子力発電プラントにおいて、前記静的格納容器冷却系に
非常用炉心冷却系ポンプの吸込み配管を繋ぎ、前記静的
格納容器冷却系を非常用炉心冷却系の初期水源として利
用可能としたことを特徴とする沸騰水型原子力発電プラ
ント。 - 【請求項２】 静的格納容器冷却系冷却水プールから燃
料プール冷却浄化系ポンプまたは圧力抑制プール浄化系
ポンプの吸込み配管を繋ぎ、静的格納容器冷却系冷却水
プール水の水質浄化およびプラント定期検査中の燃料交
換のための原子炉ウェルの水張り用水として利用できる
ことを特徴とする請求項１記載の沸騰水型原子力発電プ
ラント。 - 【請求項３】 静的格納容器冷却系冷却水プールへの水
補給の後備系として、復水貯蔵槽または復水貯蔵タンク
から、当該静的格納容器冷却系冷却水プールへの独立し
た駆動源の補給系を設けたことを特徴とする請求項１記
載の沸騰水型原子力発電プラント。 - 【請求項４】 静的格納容器冷却系冷却水プールそのも
のを機器仮置きプールと共用化し、静的格納容器冷却系
待機が必要とされるプラント通常運転中は機器仮置きプ
ールを水張り状態で管理して、静的格納容器冷却系冷却
水プールとしての機能を持つようにしたことを特徴とす
る請求項１記載の沸騰水型原子力発電プラント。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2000317167A JP4215383B2 (ja) | 2000-10-17 | 2000-10-17 | 沸騰水型原子力発電プラント |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2000317167A JP4215383B2 (ja) | 2000-10-17 | 2000-10-17 | 沸騰水型原子力発電プラント |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2002122688A true JP2002122688A (ja) | 2002-04-26 |
| JP4215383B2 JP4215383B2 (ja) | 2009-01-28 |
Family
ID=18796002
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2000317167A Expired - Fee Related JP4215383B2 (ja) | 2000-10-17 | 2000-10-17 | 沸騰水型原子力発電プラント |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP4215383B2 (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2009074980A (ja) * | 2007-09-21 | 2009-04-09 | Toshiba Corp | 原子力発電設備および静的冷却系プール |
| JP2013127379A (ja) * | 2011-12-16 | 2013-06-27 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉 |
| JP2014006167A (ja) * | 2012-06-26 | 2014-01-16 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉炉心冷却システム及び原子力発電プラント |
| JP2014029303A (ja) * | 2012-07-31 | 2014-02-13 | Toshiba Corp | 注水設備および原子炉システム |
-
2000
- 2000-10-17 JP JP2000317167A patent/JP4215383B2/ja not_active Expired - Fee Related
Cited By (5)
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|---|---|---|---|---|
| JP2009074980A (ja) * | 2007-09-21 | 2009-04-09 | Toshiba Corp | 原子力発電設備および静的冷却系プール |
| JP4568315B2 (ja) * | 2007-09-21 | 2010-10-27 | 株式会社東芝 | 原子力発電設備および静的冷却系プール |
| JP2013127379A (ja) * | 2011-12-16 | 2013-06-27 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉 |
| JP2014006167A (ja) * | 2012-06-26 | 2014-01-16 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉炉心冷却システム及び原子力発電プラント |
| JP2014029303A (ja) * | 2012-07-31 | 2014-02-13 | Toshiba Corp | 注水設備および原子炉システム |
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| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP4215383B2 (ja) | 2009-01-28 |
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