JP2002122689A

JP2002122689A - 沸騰水型原子力発電プラント

Info

Publication number: JP2002122689A
Application number: JP2000317170A
Authority: JP
Inventors: Mikihide Nakamaru; 幹英中丸; Hideaki Hioki; 秀明日置; Takehiko Saito; 健彦斉藤; Koji Hiraiwa; 宏司平岩; Sunao Narabayashi; 直奈良林; Satoshi Omizu; 諭大水; Tsuyoshi Shimoda; 強下田; Kenji Arai; 健司新井; Shinichi Morooka; 慎一師岡; Seijiro Suzuki; 征治郎鈴木
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 2000-10-17
Filing date: 2000-10-17
Publication date: 2002-04-26
Also published as: SE0103451D0; US20020101951A1; CN1351355A; CN1197092C; SE0103451L

Abstract

(57)【要約】【課題】静的安全系の簡素化された構成を基に、動的安
全系の確実な格納容器の減圧を得ることを目的とする。【解決手段】非常用炉心冷却系として減圧弁および重力
落下式炉心注水系を有し、格納容器冷却系として静的格
納容器冷却系７１４および格納容器冠水系を有する沸騰
水型原子力プラントにおいて、格納容器を減圧して事故
後長期の放射能漏洩を制限するために動的な格納容器ス
プレイ冷却系を安全系として加えたものである。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、沸騰水型原子力発
電プラントに係り、特に安全系の構成を改良した沸騰水
型原子力発電プラントに関する。

【０００２】

【従来の技術】現在商用として使われている沸騰水型原
子力発電プラントの非常用炉心冷却系および格納容器冷
却系の構成は一般に、ポンプなどの動的機器による炉心
への注水系、および熱交換器による格納容器からの除熱
系を系統のネットワークとして組み合わせることによ
り、炉心に繋がる配管の破断に対してこれら系統に単一
故障が生じても大丈夫なような冗長性を有した設計にな
っていた。

【０００３】一方、静的安全系を用いた構成を有する単
純化沸騰水型原子力発電プラントに関しても、既に多方
面で研究が進められてきており、代表的な例としては、
非常用炉心冷却系として原子炉を減圧する減圧弁に重力
落下式の炉心注水系を組み合わせたもの、および格納容
器冷却系として格納容器内の蒸気を格納容器上部に設置
した冷却水プール内の熱交換器で冷却するか、或いはそ
の冷却水で格納容器の壁面を直接冷却するなどの静的格
納容器冷却系を採用した構成が考案されてきた。

【０００４】図６〜図９を参照して、沸騰水型原子力発
電プラントの安全系の構成の従来例について説明する。

【０００５】図６は、従来の最新型の沸騰水型原子力発
電プラントの安全系の構成を示したものであり、非常用
炉心冷却系は３区分Ｉ、ＩＩ、ＩＩＩに分けて構成され
ている。区分Ｉには原子炉隔離時冷却系７４１、低圧炉
心注水系／残留熱除去系７４２および非常用ディーゼル
発電機７４４により構成され、区分ＩＩは高圧炉心注水
系７４３、低圧炉心注水系／残留熱除去系７４２および
非常用ディーゼル発電機７４４により構成され、区分Ｉ
ＩＩは高圧炉心注水系７４３、低圧炉心注水系／残留熱
除去系７４２およびそれらに繋がる区分毎の非常用発電
機７４４により構成され、さらに、冗長性を持たせた別
区分の自動減圧系７４５により構成されている。

【０００６】一方、図７は静的安全系を取入れた単純化
沸騰水型原子力発電プラントの安全系の構成を示してい
る。この構成には前者のような安全区分はなく、非常用
炉心冷却系として原子炉を減圧する減圧弁７５１に重力
落下式の炉心注水系７５２を組み合わせたもの、および
格納容器冷却系として格納容器内の蒸気を格納容器上部
に設置した冷却水プール内の熱交換器で冷却する静的格
納容器冷却系７５３、原子炉冷却系として非常用復水器
を使用する静的原子炉冷却系７５４を採用した構成とな
っている。これらは全体として静的機器については単一
故障を考慮する必要がなく、一部動的機器の弁などに関
してのみ単一故障を考慮する設計となっている。

【０００７】また、図８は従来型沸騰水型原子力発電プ
ラントの原子炉補機冷却系／同海水系の概要を示してい
る。このプラントの場合は、区分ＩおよびＩＩの２区分
の電源系に対応して、原子炉補機冷却系／同海水系も２
区分構成の例を示した。この時海水系のオンライン保守
を行おうとすると、取水路が同じ電源区分に対応して２
区分となっているために、例えば予備の海水熱交換器７
６１を各々の区分毎に設置しても、取水路７６２自体の
オンライン保守ができずに海水熱交換器のみの保守しか
できない欠点があった。これで無理に取水路のオンライ
ン保守を行おうとすれば、各々の熱交換器毎に独立した
取水路を設け、結局、合計で６個の取水路が必要となっ
てしまうなどの課題が有り、コストがかさむためになか
なか実現は難しかった。

【０００８】図９において、単純化沸騰水型原子力発電
プラントの静的安全系の構成に対して、原子炉を減圧す
るための減圧弁７７１は原子炉圧力容器７７２に直接
か、或いは主蒸気管７７３に接続されていた。

【０００９】

【発明が解決しようとする課題】上述した従来の原子力
発電プラントの安全系の構成に関しては、動的であれ静
的であれ以下のような各々の課題が存在した。

【００１０】前者の動的安全系の構成に対しては、原子
炉に繋がる配管の自己破断に加えて他の１区分の単一故
障を仮定すると、最低３区分の安全系としての構成が必
要となっていた。

【００１１】後者の静的安全系の構成に対しては、事故
時の格納容器圧力が長時間下がらないで保持されるため
に、現在の基準では格納容器からの漏洩量が担保できな
いという静的格納容器冷却系の特有の問題点が存在し
た。

【００１２】これら両方の課題を克服した上で、簡素化
された経済的な安全系の構成を形作ることが従来からの
課題であった。

【００１３】沸騰水型原子力発電プラントの定期検査期
間のクリティカルパスの一つに海水系機器の保守がある
が、これを短縮するには海水系機器のオンライン保守が
有効であることは以前から判っていた。そのために、海
水系機器の系統構成をオンライン保守のし易い構成で、
且つ、コストインパクトが小さいものとすることが従来
からの課題であった。

【００１４】静的安全系における減圧弁に関しては、そ
れが原子炉の圧力バウンダリーを構成し、かつそれが格
納容器のドライウェルに開放していることから、蒸気の
ドライウェルへの漏洩や誤開放による冷却材喪失事故
（ＬＯＣＡ）発生などを避けるために、火薬を用いる爆
破弁などの特殊な無漏洩弁が用いられていた。そのた
め、定期的な弁の爆破開放テストや取り替え用弁の保管
等の義務づけがされており、取り扱いが大変であり、こ
れを爆破弁以外でも無漏洩を担保できる弁構成にするこ
とが従来からの課題であった。

【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、静的安全系の簡素化された構
成を基に、動的安全系の確実な格納容器の減圧を得るこ
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、本発明に係る原子力発電プラントの安全系において
は、以下の構成をとる。

【００１７】請求項１記載の発明では、非常用炉心冷却
系として減圧弁および重力落下式炉心注水系を有し、格
納容器内の蒸気を格納容器上部に設置した冷却水プール
内の熱交換器で冷却する静的格納容器冷却系および事故
時に格納容器内に形成されたドライウェル内に冷却水を
注水する格納容器冠水系を有する沸騰水型原子力プラン
トにおいて、冷却水をポンプを介して格納容器内に注水
する格納容器スプレイ冷却系を安全系として加えたこと
を特徴とする。

【００１８】本発明によれば、静的安全系の基本的な構
成に対して動的な格納容器スプレイ冷却系を付加するこ
とにより、事故後の格納容器の減圧を確実に行うこと
で、現在の基準にて格納容器からの放射能漏洩量を許容
値以内に抑えることができる。

【００１９】請求項２記載の発明では、格納容器スプレ
イ冷却系は事故時の単一故障を考慮して１００％×２系
統構成とし、それに対応して電源系も含めた非常用区分
も２区分としたことを特徴とする。

【００２０】本発明によれば、その静的な非常用炉心冷
却系と格納容器冷却スプレイ系の組み合わせにより、安
全系の区分数を２区分とすることが可能となった。なぜ
ならば、非常用炉心冷却系に静的な重力落下式炉心注水
系を用いているために、炉心に繋がる配管の自己破断は
想定する必要があるが、格納容器スプレイ冷却系自体は
炉心に繋がっていないために自己破断を想定する必要が
なくなり、単一故障のみを想定すれば良く、動的安全系
としては非常用電源も含めて従来の３区分から２区分
（１００％×２系統）があれば良いことになった。

【００２１】請求項３記載の発明では、請求項１または
２に記載の沸騰水型原子力発電プラントにおいて、２区
分の残留熱除去系などを冷却する海水系の各区分毎に予
備機を設け５０％×３基×２系統構成とし、また取水炉
を１００％×３本として、各々の取水炉に区分Ｉおよび
ＩＩの海水熱交換器を１基ずつ組み合わせることによ
り、プラント通常運転中に任意の１系列の海水系の保守
を行うことができることを特徴とする。

【００２２】本発明によれば、前記２区分の残留熱除去
系に対応した、２区分の補機冷却系／同海水系の構成に
対して、原子炉補機冷却系熱交換器を含む海水系を各々
の区分に対して５０％×３基×２区分構成とし、同じく
取水路の部分を１００％×３系統として、各々の取水炉
に区分ＩおよびＩＩの海水熱交換器を１基ずつ組み合わ
せることにより、プラントの通常運転中にその取水炉を
含む１００％部分の任意のトレインを隔離して海水系の
オンライン保守を可能とする構成である。

【００２３】請求項４記載の発明では、非常用炉心冷却
系として減圧弁および重力落下式炉心注水系を有する静
的安全系構成において、爆破弁等の無漏洩弁とは異な
る、普通の空気作動弁または電動の減圧弁を格納容器ド
ライウェル内の逃し安全弁排気管上に設置し、プラント
通常運転中のドライウェル内への炉蒸気の漏洩をほぼ完
全に防止できることを特徴とする。

【００２４】本発明は静的安全系の構成に対して、特に
その減圧弁の構成を規定したものであり、減圧弁の設置
位置を同じ運転モードで自動減圧系として働く逃し安全
弁の排気管上に設置してドライウェル側に開放すること
により、従来のような爆破弁ではなく、空気作動弁或い
は電動弁などの一般的な弁形式にて代用できるようにし
たものである。これにより、逃し安全弁の排気ラインは
圧力抑制プール内に水没しているので、たとえ逃し安全
弁が漏洩しても、その時に減圧弁が同時に漏洩する可能
性は小さいので、その蒸気は圧力抑制プール内で凝縮さ
れてドライウェル側には漏洩しないことになる。

【００２５】

【発明の実施の形態】以下、本発明に係る沸騰水型原子
力発電プラントの安全系の実施形態について、図面を参
照して説明する。本実施形態は、例えば１００ＭＷｅク
ラスの沸騰水型原子力発電プラントに適用したものであ
る。

【００２６】図１は本実施形態による沸騰水型原子力発
電プラントの全体構成を示す系統図であり、図２は安全
系の構成図である。

【００２７】図１に示すように、このプラントは原子炉
圧力容器１内の底部に炉心２を有する冷却水自然循環型
の沸騰水型原子力プラントであり、制御棒を駆動する内
蔵型上部制御棒駆動機構を炉心２の上方に有するもので
ある。安全系としては、炉心２およびドライウェル３に
対しては、重力落下式炉心冷却系７１３および静的格納
容器冷却系７１４が備えられている。また、自動減圧系
７１２および非常用復水器７７０、残留熱除去系７７１
等が備えられている。

【００２８】そして、図２に示すように、通常直流電源
（ＤＣ）区分（Ｉ）、（ＩＩ）が設けられている。これ
らの電源区分は重力落下式炉心冷却系（ＧＤＣＳ）７１
３、静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）７１６および自動
減圧系（ＡＤＳ）７１２、減圧弁（ＤＰＶ）７１２、非
常用復水器（アイソレーションコンデンサ：ＩＣ）７７
０、ドライウェル冠水系（Ｄ／Ｗ）、原子炉隔離時冷却
系（ＲＣＩＣ）７７５等により構成されている。

【００２９】また、非常用直流電源（ＥＡＣ）区分Ｉ、
ＩＩが設けられ、これらの電源区分は原子炉残留熱除去
系（ＲＨＲ）７７１、原子炉格納容器スプレイ（ＲＣＶ
スプレイ）系７７２、原子炉補器冷却系（ＲＣＷ／ＲＳ
Ｗ）、海水系熱交換器の弁等、非常用ディーゼル発電機
（ＤＧ）、ガスタービン発電機（ＧＴＧ）等により構成
されている。この非常用直流電圧区分（Ｉ）はディーゼ
ル発電機（ＤＧ）を電源とし、非常用直流電源区分（Ｉ
Ｉ）はガスタービン発電機（ＧＴＧ）を電源として採用
している。

【００３０】図３は図１に示したプラントの安全系を示
す構成例を示している。

【００３１】本実施形態の安全系は、非常用交流電源に
拠らない非常用直流電源系にて作動する区分が、原子炉
隔離時冷却系７１１、自動減圧系（減圧弁）７１２、重
力落下式炉心注水系７１３、静的格納容器冷却系（壁面
冷却、または静的格納容器熱交換器）７１４およびドラ
イウェル冠水系７１６等から構成されている。

【００３２】また、非常用交流電源に拠る区分Ｉは、格
納容器スプレイ冷却系７１７および非常用ガスタービン
発電機７１８等から構成されている。さらに非常用交流
電源に拠る区分ＩＩが、格納容器スプレイ冷却系、およ
び非常用ディーゼル発電機７１９から構成されている。

【００３３】このように構成された本実施の形態におい
ては、以下の様な作用となる。

【００３４】原子炉冷却材喪失事故が生じた場合には、
炉水位が低下すると原子炉圧力を低下させて重力落下式
炉心注水系７１３の注水を促すために、ドライウェル２
に開放する減圧弁４が開放して、原子炉内蒸気をドライ
ウェル３側へ逃すことにより原子炉圧力容器１と原子炉
格納容器５との間の差圧を、重力落下式炉心注水系７１
３による注水がされる圧力まで均圧させる。

【００３５】重力落下式炉心注水系７１３が注水開始す
ると、原子炉内蒸気のブローにより低下した原子炉圧力
容器１内の水位は再度上昇し、この結果炉水位は燃料頂
部よりも上に維持されるので炉心は露出することなく、
その後も原子炉格納容器５内に放出された蒸気の凝縮水
が重力落下式炉心注水系として循環するので、正常な冷
却を継続できる。

【００３６】一方、原子炉格納容器５内に放出された炉
蒸気や炉水により原子炉格納容器５内の温度圧力は上昇
するが、静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）の壁面冷却
（或いは、静的格納容器冷却熱交換器）により、設計圧
力温度を上回ることなく冷却維持される。その後、ある
程度時間が経過した後に、動的機器である格納容器スプ
レイ冷却系７７２が作動し、格納容器圧力温度は低圧冷
温状態まで冷却されるので、格納容器内に放出された放
射性物質が許容値以上に環境へ放出されることはない。

【００３７】一方、これらの二重故障まで仮定して動的
安全系が万一作動しないような過酷事故を想定したとし
ても、格納容器壁面冷却、或いは静的格納容器冷却熱交
換器による静的格納容器冷却系が有るので格納容器圧力
温度は設計値以下に維持される。

【００３８】また、万一の過酷事故の場合にはこれとは
別にドライウェル冠水系が作動し、圧力抑制プール水を
ドライウェルの下部に注水することができるので、たと
え原子炉圧力容器１内の燃料が溶融して原子炉圧力容器
１の底部に落下するような場合でも、原子炉圧力容器１
内が水浸け状態となり溶融燃料を原子炉圧力容器外部か
ら冷却できるので、溶融燃料は原子炉圧力容器１を貫通
してドライウェル３の下部に落下するようなことはな
い。

【００３９】原子炉冷却材喪失事故が生じるのは、原子
炉圧力容器１に繋がる配管などが破断した場合が想定さ
れるが、本発明の原子炉圧力容器１に繋がる配管は、主
蒸気系、給水系、重力落下式炉心注水系、非常用復水器
（蒸気供給、凝縮水戻り）、停止時冷却系（吸込み）が
有るが、これらのうち非常用系の必要区分数に関連する
ものは重力落下式炉心注水系のみであるが、これの配管
に自己破断を想定しても、単一故障基準を満足するのに
は作動弁に冗長性を持たせてやれば良いので、１００％
×２区分で充分である（或いは、５０％×２本×２区分
でも良い）。即ち本実施の形態によれば、炉心注水系と
して重力落下式炉心注水系を採用し動的な注水系に期待
していないことから、あとの非常用交流電源に期待する
系統に関しては２区分有れば充分であることになる。こ
のことにより、非常用交流電源に依存する非常用の区分
は従来プラントの３区分から２区分に合理化されたこと
になる。

【００４０】また、給水喪失事象や原子炉圧力容器に繋
がる小口径配管の破断などの場合には、炉水位が所定の
値よりも低下すると原子炉隔離時冷却系が作動して圧力
抑制プール６の水を原子炉へ補給することにより炉水位
を回復させる。この系統は、従来は動的機器により安全
系を構成するプラントとの組み合せにおいて実施された
例があったもので、本実施形態のように静的機器により
安全系を構成するプラントとの組み合せにおいては例が
無かった。

【００４１】本実施例のように、静的安全系を基本とす
る構成においては、原子炉が高圧時の補給系として、例
えば従来からある制御棒駆動水圧系を強化して利用する
などの案は有ったが容量および運転方法などに若干の無
理があり、この原子炉隔離時冷却系を用いることで従来
と同程度の容量および信頼性が確保できることになっ
た。

【００４２】原子炉過渡事象などで原子炉を安全に停止
する必要があるなど場合に、非常用復水器７７０により
原子炉格納容器１は高温で隔離された状態で停止でき
る。このため従来の様に、原子炉隔離時冷却系で炉水位
を維持しながら逃し安全弁で原子炉を減圧した後に、動
的機器である残留熱除去系の安全系としての停止時冷却
モードを運転して原子炉を冷温状態まで冷却する必要が
なくなった。

【００４３】このため、残留熱除去系としては、原子炉
通常運転中に停止時冷却モードに繋がる吸込み隔離弁お
よび原子炉への戻り弁の開閉テストを行う必要がなくな
り（常時閉のままでよい）、残留熱除去系自体の設計圧
力が原子炉側のそれに比べて低いことに起因するインタ
ーフェースＬＯＣＡ（弁開閉テストの最中に、他の一弁
が壊れて、高圧の炉水が低圧設計の残留熱除去系の配管
内に流れ込み系統配管が破損して、格納容器外で冷却材
喪失事象が起きてしまう事故）の懸念をなくすことがで
きた。

【００４４】同じく、図４に示した本実施形態は、補機
冷却系および同海水系は電源区分に対応して区分Ｉおよ
びＩＩから構成される。各区分には、非常用系負荷７２
１、常非常用負荷７２２、および常用系負荷７２３がグ
ループ毎に纏められている。一方、海水系も同様に、区
分ＩおよびＩＩから構成されるが、海水系の取水炉７２
４は、これとは別にＡ，ＢおよびＣの３つのトレインか
ら構成される。海水熱交換器７２５および海水ポンプ７
２６の弁などは各電源区分に対応して、区分ＩおよびＩ
Ｉから構成されるが、熱交換器およびポンプそのものの
設置場所は、海水系取水炉のトレインＡ，ＢおよびＣに
対応して、海水熱交換器、ポンプＩＡおよびＩＩＡ、海
水熱交、ポンプＩＢおよびＩＩＢ、および海水熱交換
器、ポンプＩＣおよびＩＩＣが同じトレイン区画内に設
置される。

【００４５】その容量は、各熱交換器およびポンプが５
０％ずつを受け持ち、５０％×３基（台）／区分×２区
分の計３００％容量を有している。

【００４６】図４は原子炉通常運転中に、トレインＡの
熱交換器、海水ポンプおよび取水炉のオンライン保守を
行っている場合の状態を示している。

【００４７】トレインＡは保守のために隔離し、トレイ
ンＢは待機状態、そしてトレインＣにて通常運転中の区
分ＩおよびＩＩの原子炉補機の負荷を冷却している。こ
のオンライン保守はローテーションしてＡ、ＢおよびＣ
のどのトレインも保守が可能な構成となっている。

【００４８】ひとたび事故が起これば、待機しているト
レインＢが自動起動して、非常用負荷の区分ＩおよびＩ
Ｉに冷却水を供給できるようになっている。この時区分
Ｉの電源の単一故障を仮定しても、区分ＩＩの非常用負
荷にはトレインＢおよびＣの区分ＩＩの電源に繋がる海
水ポンプが起動しているので、１００％容量の冷却水を
区分ＩＩの海水熱交換器に送ることができて、区分ＩＩ
の非常用負荷の１００％の冷却が可能となる。

【００４９】またこの海水系のオンライン保守はプラン
ト通常運転中に全てのトレインの保守が可能なので、例
えば原子炉通常停止冷却時に３トレインの全てを運転す
れば、残留熱除去系への冷却水供給温度を更に下げるこ
とが可能なので、この残留熱除去系熱交換器の除熱量の
仕様値を合理化することもできる。

【００５０】図５は他の実施形態を示すものである。

【００５１】本実施形態では、一般的な静的安全系の構
成に対して、原子炉を減圧するための減圧弁７３７は原
子炉圧力容器７３１の逃し安全弁７３２に接続された逃
し安全弁排気管７３３上に配設され、原子炉の減圧時に
原子炉の蒸気を原子炉格納容器７３４のドライウェル７
３５内に開放する構成となっている。

【００５２】原子炉冷却材喪失事故が生じた場合には、
炉水位が低下すると原子炉圧力を低下させて重力落下式
炉心注水系の注水を促すために、まず自動減圧系として
逃し安全弁７３２が開放して原子炉圧力容器７３１内の
蒸気を圧力抑制プール７３６に逃し、その圧力を、逃し
安全弁排気管７３３内の圧力損失に加えて、圧力抑制プ
ール７３６に水没している分の水頭を加えた分程度まで
減圧した後に、ドライウェル７３５に開放する減圧弁７
３７が開放して原子炉内蒸気を更にドライウェル７３５
側へ逃がすことにより、原子炉圧力容器７３１と原子炉
格納容器７３４間の差圧を重力落下式炉心注水系が注水
される圧力まで均圧させる。

【００５３】一方、原子炉通常運転中に、仮に逃し安全
弁７３２に微少漏洩が生じても、その蒸気は逃し安全弁
排気管を介して圧力抑制プール内で凝縮してしまうの
で、逃し安全弁廃棄管７３３内の圧力が上昇することが
なく、蒸気が減圧弁７３７からドライウェル側へ直接漏
洩することはない。

【００５４】したがって、本実施形態によっても静的安
全系の課題を克服し、かつ、動的安全系による確実な格
納容器の減圧を得ることができる。

【００５５】

【発明の効果】以上で説明したように、本発明によれ
ば、静的安全系の課題を克服し、かつ、動的安全系によ
る確実な格納容器の減圧を得ることができ、その上、海
水系のオンライン保守も可能な、経済的な安全系の構成
が達成された。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の一実施形態による沸騰水型原子力発電
プラントの全体を示す系統図。

【図２】前記実施形態におけるプラントの安全系を示す
構成図。

【図３】前記実施形態におけるプラントの補機冷却／同
海水系を示す構成図。

【図４】前記実施形態における沸騰水型原子力発電プラ
ントの減圧弁を示す構成図。

【図５】本発明の他の実施形態による沸騰水型原子力発
電プラントの減圧弁を示す構成図。

【図６】従来例を示すもので、最新型沸騰水型原子力発
電プラントの安全系を示す構成図。

【図７】従来例を示すもので、単純化沸騰水型原子力発
電プラントの安全系の構成図。

【図８】従来例を示すもので、従来型沸騰水型原子力発
電プラントの補機冷却／同海水系の構成図。

【図９】従来例を示すもので、単純化沸騰水型原子力発
電プラントの減圧弁の構成図。

【符号の説明】

１，７３１原子炉圧力容器２炉心３，７３５ドライウェル５，７３４原子炉格納容器６，７３６圧力抑制プール７１２自動減圧系７１３重力落下式炉心冷却系７１４静的格納容器冷却系

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者斉藤健彦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)発明者平岩宏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)発明者奈良林直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)発明者大水諭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)発明者下田強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)発明者新井健司神奈川県川崎市川崎区浮島町２番１号株式会社東芝浜川崎工場内 (72)発明者師岡慎一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)発明者鈴木征治郎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Ｆターム(参考） 2G002 AA01 BA01 CA01 DA01 EA04 EA14

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】非常用炉心冷却系として減圧弁および重
力落下式炉心注水系を有し、格納容器内の蒸気を格納容
器上部に設置した冷却水プール内の熱交換器で冷却する
静的格納容器冷却系および事故時に格納容器内に形成さ
れたドライウェル内に冷却水を注水する格納容器冠水系
を有する沸騰水型原子力プラントにおいて、冷却水をポ
ンプを介して格納容器内に注水する格納容器スプレイ冷
却系を安全系として加え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】格納容器スプレイ冷却系は事故時の単一
故障を考慮して１００％×２系統構成とし、それに対応
して電源系も含めた非常用区分も２区分としたことを特
徴とする請求項１記載の沸騰水型原子力発電プラント。
【請求項３】請求項１または２に記載の沸騰水型原子
力発電プラントにおいて、２区分の残留熱除去系などを
冷却する海水系の各区分毎に予備機を設け５０％×３基
×２系統構成とし、また取水炉を１００％×３本とし
て、各々の取水炉に区分ＩおよびＩＩの海水熱交換器を
１基ずつ組み合わせることにより、プラント通常運転中
に任意の１系列の海水系の保守を行うことができること
を特徴とする沸騰水型原子力発電プラント。
【請求項４】非常用炉心冷却系として減圧弁および重
力落下式炉心注水系を有する静的安全系構成において、
爆破弁等の無漏洩弁とは異なる、普通の空気作動弁また
は電動の減圧弁を格納容器ドライウェル内の逃し安全弁
排気管上に設置し、プラント通常運転中のドライウェル
内への炉蒸気の漏洩をほぼ完全に防止できることを特徴
とする沸騰水型原子力発電プラント。