JP2003315483A - 原子力発電プラント - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】 原子炉発電プラントの定期点検において、残
留熱除去系、機器冷却系および残留熱除去系電源設備全
系統を一度に点検可能な構成を実現し、点検期間を短く
する。 【解決手段】 原子炉圧力容器２の炉心冷却水を、冷却
設備ポンプ６を介し機器冷却系に対して独立して設けら
れた冷却装置９に導いて冷却した後、原子炉圧力容器２
に戻す構造とする。冷却装置９および冷却設備ポンプ６
には残留熱除去系の電源系統に対して独立して設けられ
る電源設備３０から電力を供給する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉停止時等に
炉心冷却と格納容器除熱を行う冷却設備と電源設備を有
する原子力発電プラントに関する。

【０００２】

【従来の技術】原子力発電プラントには原子炉停止時お
よび原子炉事故後の炉心からの崩壊熱を除去する残留熱
除去系、使用済み燃料を貯蔵している燃料プールの冷却
と冷却水の浄化を行う燃料プール冷却浄化系、原子炉建
屋や中央監視制御室の空気を浄化する非常用ガス処理設
備を有している。

【０００３】以下、図４を参照して原子力発電プラント
の従来例について説明する。なお、原子力発電プラント
において信頼性確保のため複数系統設けられている設備
は、図４において２系統を図示し、符号にサフィックス
ａ，ｂをつけてそれぞれの系統を区別している。図示は
２系統であるが実際の原子力発電プラントの設備が２系
統に制約されるものではない。図４（ａ）に示されるよ
うに原子力発電プラントは、原子炉格納容器１の中に炉
心（図示せず）を保持する原子炉圧力容器２を設置して
いる。原子炉圧力容器２の周囲の原子炉格納容器１内空
間はドライウェル３と呼ばれ、原子炉圧力容器２はドラ
イウェル３内の図示しないペデスタルに載置固定されて
いる。ペデスタル内空間は下部ドライウェル４と呼ば
れ、制御棒を引き抜くことができる空間を有している。
原子炉事故発生時のドライウェル３内の圧力上昇を抑制
するために、ドライウェル３はサプレッションプール５
に図示しないベント管によって連通されている。また、
残留熱除去系は残留熱除去系ポンプ１０１ａ，ｂと残留
熱除去系熱交換器１０２ａ，ｂにより、原子炉圧力容器
２あるいは原子炉格納容器１からの除熱を行う。残留熱
除去系熱交換器１０２ａ，ｂの入口は残留熱除去系ポン
プ１０１ａ，ｂを介して、配管１０３ａ，ｂにより原子
炉圧力容器２と、配管１０４ａ，ｂによりサプレッショ
ンプール５内の取水口１０５ａ，ｂに配管され、出口は
配管１０６ａ，ｂにより原子炉圧力容器２と、配管１０
７ａ，ｂによりドライウェル３内のドライウェルスプレ
イ１０８ａ，ｂと、さらに配管１０９ａ，ｂによりサプ
レッションプール５内のサプレッションプールスプレイ
１１０ａ，ｂに接続されている。また、残留熱除去系熱
交換器１０２ａ，ｂは機器冷却系の機器冷却系ポンプ１
１１ａ，ｂにより送水された冷水で冷却されている。機
器冷却系は信頼性確保のため各々の残留熱除去系に個別
に設置されている。

【０００４】原子炉停止時には、配管１０３ａ，ｂを介
して原子炉圧力容器２の炉心冷却水を吸込み、残留熱除
去系熱交換器１０２ａ，ｂで冷却した後に配管１０６
ａ，ｂによって原子炉圧力容器２に戻して炉心冷却を行
う。定期点検においては、原子炉を停止して複数系統の
一部（例えばサフィックスａの系統）で前記のように炉
心冷却を行い、残りの系統（例えばサフィックスｂの系
統）を停止して点検を行った後、点検の終わった系統
（サフィックスｂの系統）により炉心冷却を行い、炉心
冷却を行っていた系統（サフィックスａの系統）の点検
を行っている。また、原子炉停止時の炉心の冷却水が漏
洩するような事象の発生時には、配管１０４ａ，ｂによ
りサプレッションプール５から取水し原子炉圧力容器２
に配管１０６ａ，ｂにより冷却水を補給する。さらに、
原子炉運転中に発生した冷却水漏洩等の事象に起因し、
ドライウェル３またはサプレッションプール５の温度が
上昇した場合には、サプレッションプール５から取水し
た冷却水を配管１０７ａ，ｂによりドライウェル３内の
ドライウェルスプレイ１０８ａ，ｂまたは配管１０９
ａ，ｂによりサプレッションプール５へ注水してドライ
ウェル３またはサプレッションプール５の冷却を行う。

【０００５】残留熱除去系電源設備１３０ａ，ｂは、原
子炉事故時の除熱機能に対する信頼性確保のため、複数
系統の各々に個別に設けられている。この残留熱除去系
電源設備１３０ａ，ｂは、原子炉停止中のプラントの安
全確保に必要な設備である、図４（ｂ）に示される燃料
プール４０の冷却水を冷却して浄化する燃料プール冷却
浄化設備４１ａ，ｂ、燃料プール４０から蒸発する水を
補給する燃料プール補給水設備ポンプ４２ａ，ｂ、およ
び図４（ｃ）に示される原子炉建屋や中央制御室の空気
を浄化する非常用ガス処理設備５０にも、各々の系統に
個別に電力を供給しており、定期点検で残留熱除去系電
源設備の一部（例えばサフィックスａ系統）が停止して
いるときには、炉心冷却を行っている残留熱除去系の系
統（例えばサフィックスｂ系統）の残留熱除去系電源設
備から電源供給され、定期点検中も運用されている。ま
た、機器冷却系は各々の系統毎に燃料プール冷却浄化設
備４１ａ，ｂの冷却も行っており、定期点検中も、その
時点で炉心冷却を行っている系統（例えばサフィックス
ａ系統）の燃料プール冷却浄化設備４１ａが運用され、
同一の系統（サフィックスａ系統）の機器冷却系により
燃料プール冷却浄化設備４１ａが冷却されている。非常
用ガス処理設備は図４（ｃ）に示すように、ガスを送風
するファン５１ａ，ｂ、ガスの放射能を除去するガス処
理装置５２ａ，ｂ、浄化されたガスを放出する排気塔等
より構成されており、ファン５１ａ，ｂおよびガス処理
装置５２ａ，ｂ等が残留熱除去系電源設備より電力の供
給を受けている。

【０００６】

【発明が解決しようとする課題】残留熱除去系は、原子
力発電プラントの運転中は安全を確保するために全ての
系統が待機状態になければならない。このため、機器冷
却系および残留熱除去系電源設備１３０ａ，ｂも原子力
発電プラント運転中は全ての系統が運転又は待機状態に
なければならず、機能喪失を常に回避する必要がある。
そこで、これらの設備の点検は、定期点検において原子
炉を停止して行われる。

【０００７】従来の原子力発電プラントにおいて定期点
検で原子炉を停止して点検する場合は、上述のように残
留熱除去系と機器冷却系及び残留熱除去系電源設備１３
０ａ，ｂの一部の系統を運用しつつ他の系統を点検する
必要があった。さらに、燃料プール浄化冷却設備４１
ａ，ｂ、燃料プール補給水設備４２ａ，ｂおよび非常用
ガス処理設備５０についても原子力発電プラントの安全
確保のため定期点検中常に運用状態になければならな
い。したがって、残留熱除去系と機器冷却系及び残留熱
除去系電源設備１３０ａ，ｂの全てを一度に点検するこ
とができず、点検期間が長くなるという課題があった。

【０００８】また、原子炉事故発生時にさらに残留熱除
去系や機器冷却系あるいは電源設備が全ての系統で機能
喪失するようなシビアアクシデントにも対処するため、
常用系の補給水系（ＭＵＷＣ）や消火系（ＦＰ）のポン
プから原子炉格納容器へ注水できる代替注水設備や、隣
接プラント間での電源融通設備を確保しなければならな
いという安全管理上の要請がある。

【０００９】そこで本発明では、原子炉定期点検時の炉
心冷却を確実に行いかつプラントの安全確保に必要な設
備を確保しながら点検期間を短縮することができると同
時に原子炉事故時の安全性確保を実現する原子力発電プ
ラントを提供することを目的としている。

【００１０】

【課題を解決するための手段】上記目的を達成するた
め、本発明の原子力発電プラントにおいて、請求項１記
載の発明では原子炉圧力容器およびサプレッションプー
ルから冷却水を導く第１の配管と、この第１の配管から
導かれた冷却水を送水するポンプと、機器冷却系に対し
て独立して構成され前記ポンプから送水された冷却水を
冷却する冷却設備と、この冷却設備によって冷却された
冷却水を原子炉圧力容器に戻す第２の配管と、前記原子
炉圧力容器内で発生する残留熱を除去する残留熱除去系
へ電力を供給する電源系統に対して独立して構成され前
記ポンプおよび前記冷却設備に電力を供給する電源設備
とを有することを特徴とする。

【００１１】上記構成の原子力発電プラントにおいて
は、残留熱除去系、機器冷却系、残留熱除去系電源設備
を停止した状態で原子炉停止時の原子力発電プラントの
炉心冷却が行えるため、残留熱除去系と機器冷却系およ
び残留熱除去系電源設備の全ての系統を一度に点検で
き、点検期間を短くでき、さらに、原子炉停止時の炉心
の冷却水が漏洩するような事象に際しても、サプレッシ
ョンプールから取水することにより炉心の冷却水が補給
できる。

【００１２】また、請求項２に記載の原子力発電プラン
トでは、請求項１に記載の原子力発電プラントにおい
て、前記第１の配管に燃料プールの冷却水を導く配管
と、前記冷却設備と前記第２の配管の間に設置され冷却
水を浄化するろ過脱塩装置と、このろ過装置によって浄
化された冷却水を前記第２の配管から前記燃料プールに
戻す配管と、前記燃料プールへ冷却水を補給する燃料プ
ール補給水設備に前記電源設備から電力を供給するケー
ブルを有することを特徴とする。

【００１３】上記構成の原子力発電プラントにおいて
は、燃料プール冷却浄化設備に替えて、燃料プールの冷
却水に対して冷却設備で除熱を行いかつろ過脱塩装置で
浄化を行うことができると共に、残留熱除去系電源設備
が停止した状態においても電源設備からの電力供給を受
けて燃料プール補給水設備により燃料プールの蒸発によ
る冷却水の減少を補給できる。

【００１４】また、請求項３に記載の原子力発電プラン
トでは、請求項１に記載の原子力発電プラントにおい
て、前記原子炉圧力容器を保有する原子炉建屋の空気を
浄化する非常用ガス処理設備に前記電源設備から電力を
供給するケーブルを有することを特徴とする。

【００１５】上記構成の原子力発電プラントにおいて
は、原子炉を停止して、残留熱除去系残留熱除去系、機
器冷却系、残留熱除去系電源設備の全系統を一度に点検
している状態で、安全確保に不可欠な非常用ガス処理設
備に電源設備から電力を供給することができる。

【００１６】また、請求項４に記載の原子力発電プラン
トでは、請求項１に記載の原子力発電プラントにおい
て、前記冷却設備が、冷水循環配管と、この冷水循環配
管内の冷水と前記原子炉圧力容器あるいは前記サプレッ
ションプールから取水した冷却水との間で熱交換する冷
却設備熱交換器と、前記冷水循環配管内の冷水を循環す
る冷水循環ポンプと、前記冷水循環配管の冷水を冷却す
る冷却装置を有することを特徴とする。

【００１７】上記構成の原子力発電プラントにおいて
は、冷却設備熱交換器を放射線管理区域内に設置し、原
子炉圧力容器の炉心冷却水を冷水循環配管の冷水により
間接的に冷却することによって、原子炉格納容器の炉心
冷却水を放射線管理区域内に閉じ込めることができる。

【００１８】冷水を冷却する冷却装置は、機器冷却系に
依存しないために空気冷却装置が適している。

【００１９】また、請求項６に記載の原子力発電プラン
トでは、請求項１に記載の原子力発電プラントにおい
て、前記第２の配管と前記原子炉圧力容器を格納する原
子炉格納容器の下部に形成された下部ドライウェルを連
絡する配管と、前記第２の配管と前記原子炉格納容器の
上部に配設され事故時に冷却水を放出するドライウェル
スプレイを連絡する配管と、前記第２の配管と前記原子
炉圧力容器の頂部を連絡する配管を有することを特徴と
する。

【００２０】上記構成の原子力発電プラントにおいて
は、原子炉事故発生時に、さらに残留熱除去系や機器冷
却系或いは電源設備が全て機能喪失するようなシビアア
クシデントに至ったとしても、サプレッションプールか
ら取水した冷却水を原子炉圧力容器内の燃料およびベデ
スタルキャビティ内の燃料に注水して冷却できると共
に、燃料からの溶融崩壊熱で温度上昇したドライウェル
の除熱を行うことができる。

【００２１】また、請求項７に記載の原子力発電プラン
トでは、請求項２に記載の原子力発電プラントにおい
て、前記第１の配管内の冷却水と前記第２の配管内の冷
却水の間で熱交換する再生熱交換器と、前記第２の配管
に配設されこの再生熱交換器をバイパスするバイパス配
管を有していることを特徴とする。

【００２２】上記構成の原子力発電プラントにおいて
は、冷却水の熱損失を小さくして冷却水の浄化ができる
ため、原子炉運転中に炉心の冷却水を浄化できる。ま
た、原子炉停止中の炉心冷却時には再生熱交換器をバイ
パスする配管を用いることにより、請求項１記載の原子
力発電プラントと同様な作用を得ることができる。

【００２３】また、請求項８に記載の原子力発電プラン
トでは、請求項１ないし請求項７に記載の原子力発電プ
ラントにおいて、前記原子力発電プラントのいずれかの
組み合わせの二以上の原子力発電プラント間で、前記冷
却設備または前記電源設備、あるいは前記両方の設備を
共用していることを特徴とする。

【００２４】一つの冷却設備および電源設備により、複
数の原子力発電プラントの定期点検において、それぞれ
の残留熱除去系と機器冷却系および電源設備の全ての系
統を一度に点検が行えるため点検期間を短くでき、さら
に原子炉停止時の炉心の冷却水が漏洩するような事象に
も、サプレッションプールから取水することにより炉心
の冷却水を補給できる。

【００２５】

【発明の実施の形態】以下、本発明の実施の形態を図面
を参照して説明する。なお、上記従来の技術と同一で従
来の技術で多重化されている設備は、従来の技術と同様
に多重化されているが、描画を省略し一系統のみを図示
する。さらに、従来の残留熱除去系電源設備１３０およ
び残留熱除去系電源設備１３０よりの電力供給ラインの
描画についても省略する。また、上記従来の技術と同一
の構成要素については同一符号を付して詳細な説明を省
略する。

【００２６】（第１の実施の形態）本発明に係る原子力
発電プラントの第１の実施の形態を図１に基づき説明す
る。冷却設備ポンプ６の入口は、配管７を介して原子炉
圧力容器２から炉心（図示せず）の冷却水を取水する配
管１０３と連絡し、かつ、配管８を介してサプレッショ
ンプール５より冷却水を取水する配管１０７と連絡す
る。冷却設備ポンプ６の出口は冷却水を冷却する冷却装
置９の入口に接続され、冷却装置９の出口はろ過脱塩設
備２０を介して配管１０により原子炉圧力容器２内に冷
却水を注水する配管１０６に接続されている。また、配
管１２により燃料プール４０の取水配管と配管７が、配
管１３により燃料プール４０の注水配管と配管１０が、
それぞれ接続されている。また、従来の残留熱除去系電
源設備１３０と独立して設けられた電源設備３０から、
冷却設備ポンプ６、冷却装置９、燃料プール補給水設備
４２、非常用ガス処理設備５０のファン５１およびガス
処理機５２へそれぞれ配線され（図中破線で示した。）
電力供給されている。電源設備３０は、プラント外部か
らの電力供給の他、非常電源としてディーゼル駆動発電
機あるいはガスタービン駆動発電機を設けている。

【００２７】定期点検において原子炉が停止していると
きは、原子炉圧力容器２の炉心の冷却水を冷却設備ポン
プ６により配管１０３、配管７を介して取水して冷却装
置９に送り、冷却装置９において冷却水の除熱を行った
後、配管１０および配管１０６を介して原子炉圧力容器
２に冷却した冷却水を戻す。この時、冷却装置９は従来
の機器冷却系に対して独立していると共に、冷却設備ポ
ンプ６および冷却装置９の電力が電源設備３０より供給
されているので、従来の機器冷却系および残留熱除去系
電源設備１３０が停止した状態で原子炉炉心を冷却でき
る。冷却装置９は機器冷却系に依存しないため、空冷で
あることが望ましい。また、残留熱除去系電源設備１３
０からの電力供給が止まり燃料プール冷却浄化設備４１
が停止した場合においても、配管１２を介して燃料プー
ル冷却水を取水し、冷却装置９により冷却し、ろ過脱塩
設備２０により浄化した後に配管１３を介して燃料プー
ル４０に注水することで、燃料プール冷却水の冷却浄化
を行うことができる。また、残留熱除去系電源設備１３
０の停止によって燃料プール補給水設備ポンプ４２およ
び非常用ガス処理設備５０への電力供給が止まっても、
電源設備３０から電力供給できるため、両設備とも残留
熱除去系電源設備１３０停止状態で待機状態を維持でき
る。このように本実施の形態によれば、従来の残留熱除
去系、機器冷却系および残留熱除去系電源設備１３０の
全ての系統を止めても原子炉炉心の冷却および必要設備
の運用ができるため、残留熱除去系、機器冷却系および
残留熱除去系電源設備１３０の全系統を一度に点検する
ことができ、点検期間を短くすることができる。

【００２８】また、炉心の冷却水が漏洩するような事象
が発生し、さらに残留熱除去系の全ての系統で機能喪失
するようなシビアアクシデントが発生した場合において
も、配管８を介してサプレッションプール５からプール
水を取水し冷却装置９において冷却した後、配管１０を
介して原子炉圧力容器２に冷却水を補給することができ
るため、代替注水設備を別途設置する必要がない。

【００２９】なお、本実施の形態においては、配管７を
配管１０３に、配管８を配管１０７に接続する替わり
に、配管７を原子炉格納容器２に、配管８をサプレッシ
ョンプール５内の取水口にそれぞれ直接接続してもよ
い。

【００３０】（第２の実施の形態）次に、本発明に係る
原子力発電プラントの第２の実施の形態を図２に基づき
説明する。第１の実施の形態と同一の構成については同
一符号をつけて詳細な説明を省略する。本実施の形態で
は、第１の実施の形態の冷却装置９に替えて放射線管理
区域内に冷却設備熱交換器２１を設置し、熱交換器の伝
熱媒体流路として冷水循環ポンプ２２を介して放射線管
理区域外に設置した冷却装置２３に配管し閉ループを構
成する。残留熱除去系電源設備１３０と独立して設けら
れた電源設備３０は、冷水循環ポンプ２２および冷却装
置２３に対しても電力供給を行う。放射線管理区域内で
冷却設備熱交換器２１により炉心の冷却水より除熱され
た熱は、冷水循環ポンプ２２により循環する冷水により
放射線管理区域外の冷却装置２３に運ばれ、冷却装置２
３から放射線管理区域外に排出される。本実施の形態に
よれば、高温の炉心冷却水の熱を放射線管理区域外に排
出するため、冷却装置９を放射線管理区域外に設置する
必要がなくなる。また、炉心の冷却水を放射線管理区域
内に保持し放射線管理区域外から隔離できるため、炉心
の冷却水の漏洩による放射線管理区域外への放射性物質
の漏洩を防ぐことができ、原子力発電プラントの信頼性
をより高く維持することができる。

【００３１】（第３の実施の形態）本発明に係る原子力
発電プラントの第３の実施の形態を図３に基づき説明す
る。第２の実施の形態と同一の構成については同一符号
を付して詳細な説明を省略する。本実施の形態では、冷
却設備ポンプ６から冷却設備熱交換器２１へ導かれる冷
却水と、ろ過脱塩設備２０から排出された冷却水の間で
熱交換を行う再生熱交換器２４を設けると共に、再生熱
交換器２４をバイパスする配管２５を設ける。また、配
管１０から分岐して設けられる配管１５を原子炉圧力容
器頂部１６に連絡し、配管１０から冷却水の一部を原子
炉圧力容器頂部１６へ供給するラインを設ける。また、
配管１０から分岐して設けられる配管１７を下部ドライ
ウェル４に連絡し、配管１０から冷却水の一部を下部ド
ライウェル４へ供給するラインを設ける。また、ドライ
ウェルスプレイ１０８に接続された配管１０７と配管１
５とを配管１４により連絡させる。また、配管２６によ
り隣接原子力発電プラントへ、配管２７により隣接プラ
ントから冷却設備ポンプ６の入口に冷却水が供給される
ように、それぞれ配管する。また、電源設備３０もケー
ブル３１によって隣接する原子力発電プラントへ配線す
る。

【００３２】この構成によれば、再生熱交換器２４によ
って、冷却設備熱交換器２１に導かれる冷却水の熱をろ
過脱塩装置２０から排出される冷却水に再生するため、
冷却水からの熱損失を小さくすることができる。このた
め、ろ過脱塩装置２０によって原子炉運転中に炉心の冷
却水の浄化が行える。なお、配管２５により再生熱交換
器２４をバイパスする運用をとることによって、冷却水
の冷却は再生熱交換器２４を設置しない第２の実施の形
態の場合と同様に行うことができる。

【００３３】また、原子炉運転時に残留熱除去系や機器
冷却系あるいは残留熱除去系電源設備が全ての系統で機
能喪失するようなシビアアクシデントが発生した場合
で、炉心の冷却水が漏洩した時には、サプレッションプ
ール５から取水した冷却水を配管１５を介して原子炉格
納容器頂部１６から注水することにより炉心を冷却する
ことができる。さらに、安全監理の観点から、高温の炉
心燃料が溶融により原子炉圧力容器２外に移行し下部ド
ライウェル４に落下するような起こり得る可能性の極め
て小さい事象を想定すると、この場合には配管１７によ
り冷却水を下部ドライウェル４に注水することで落下し
た溶融燃料を冷却することができる。また、落下した高
温の溶融燃料から発生してドライウェル３に蓄積した熱
は、配管１４を介して冷却水をドライウェルスプレイ１
０８から注水することによって冷却することができる。

【００３４】また、配管２６と配管２７を介して隣接す
る原子力発電プラントの冷却水を循環して冷却すると共
に、ケーブル３１によって電力を隣接原子力発電プラン
トへ供給することができるため、本実施の形態の設備を
他の原子力発電プラントと共用で用いることができる。

【００３５】本実施の形態によれば、定期点検の点検期
間を短縮できることに加えて、原子炉運転中に炉心の冷
却水の浄化およびシビアアクシデント時のさらなる安全
性の確保ができると共に、これらの効果を隣接するプラ
ントで共有して設備の有効利用を図ることができる。

【００３６】なお、熱交換器２１、ポンプ２２および冷
却設備２３の設備は、その全てを第実施の形態と同じ冷
却装置９に置き換えることもできる。

【００３７】

【発明の効果】以上説明したように、本発明の原子力発
電プラントによれば、残留熱除去系と機器冷却系及び残
留熱除去系電源設備の全ての系統を一度に点検すること
ができるため、定期点検の点検期間を短縮することがで
きる。また、残留熱除去系、機器冷却系または電源設備
の全ての系統で機能喪失するシビアアクシデント時にも
炉心の冷却および原子炉格納容器からの除熱を確実に行
うことができるので、代替注入設備などの追設を行うこ
となく高いプラント信頼性を確保することで、設備利用
率を高くすることができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の第１の実施の形態に係る原子力発電プ
ラントの概要系統図である。

【図２】本発明の第２の実施の形態に係る原子力発電プ
ラントの概要系統図である。

【図３】本発明の第３の実施の形態に係る原子力発電プ
ラントの概要系統図である。

【図４】従来の原子力発電プラントの概要系統図であ
り、（ａ）は原子力発電プラントを、（ｂ）は燃料プー
ル冷却浄化系を、（ｃ）は非常用ガス処理設備をそれぞ
れ示す。

【符号の説明】

１…原子炉格納容器、２…原子炉圧力容器、３…ドライ
ウェル、４…下部ドライウェル、５…サプレッションプ
ール、６…冷却設備ポンプ、９…冷却設備、２０…ろ過
脱塩装置、２１…冷却設備熱交換器、２２…冷水循環ポ
ンプ、２３…冷却装置、２４…再生熱交換器、２５…バ
イパス配管、３０…電源設備、４０…燃料プール、４１
…燃料プール冷却浄化設備、４２…燃料プール補給水設
備ポンプ、５０…非常用ガス処理設備、１０１…残留熱
除去系ポンプ、１０２…残留熱除去系熱交換器、１１１
…機器冷却系ポンプ、１３０…残留熱除去系電源設備。

Claims (8)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 原子炉圧力容器およびサプレッションプ
   ールから冷却水を導く第１の配管と、この第１の配管か
   ら導かれた冷却水を送水するポンプと、機器冷却系に対
   して独立して構成され前記ポンプから送水された冷却水
   を冷却する冷却設備と、この冷却設備によって冷却され
   た冷却水を原子炉圧力容器に戻す第２の配管と、前記原
   子炉圧力容器内で発生する残留熱を除去する残留熱除去
   系へ電力を供給する電源系統に対して独立して構成され
   前記ポンプおよび前記冷却設備に電力を供給する電源設
   備とを有することを特徴とする原子力発電プラント。
2. 【請求項２】 前記第１の配管に燃料プールの冷却水を
   導く配管と、前記冷却設備と前記第２の配管の間に設置
   され冷却水を浄化するろ過脱塩装置と、このろ過装置に
   よって浄化された冷却水を前記第２の配管から前記燃料
   プールに戻す配管と、前記燃料プールへ冷却水を補給す
   る燃料プール補給水設備に前記電源設備から電力を供給
   するケーブルを有することを特徴とする請求項１に記載
   の原子力発電プラント。
3. 【請求項３】 前記原子炉圧力容器を保有する原子炉建
   屋の空気を浄化する非常用ガス処理設備に前記電源設備
   から電力を供給するケーブルを有することを特徴とする
   請求項１または請求項２に記載の原子力発電プラント。
4. 【請求項４】 前記冷却設備が、冷水循環配管と、この
   冷水循環配管内の冷水と前記原子炉圧力容器あるいは前
   記サプレッションプールから取水した冷却水との間で熱
   交換する冷却設備熱交換器と、前記冷水循環配管内の冷
   水を循環する冷水循環ポンプと、前記冷水循環配管の冷
   水を冷却する冷却装置を有することを特徴とする請求項
   １ないし請求項３のいずれかに記載の原子力発電プラン
   ト。
5. 【請求項５】 前記冷却装置が空気冷却装置であること
   を特徴とする請求項４に記載の原子力発電プラント。
6. 【請求項６】 前記第２の配管と前記原子炉圧力容器を
   格納する原子炉格納容器の下部に形成された下部ドライ
   ウェルを連絡する配管と、前記第２の配管と前記原子炉
   格納容器の上部に配設され事故時に冷却水を放出するド
   ライウェルスプレイを連絡する配管と、前記第２の配管
   と前記原子炉圧力容器の頂部を連絡する配管を有するこ
   とを特徴とする請求項１ないし請求項５のいずれかに記
   載の原子力発電プラント。
7. 【請求項７】 前記第１の配管内の冷却水と前記第２の
   配管内の冷却水の間で熱交換する再生熱交換器と、前記
   第２の配管に配設されこの再生熱交換器をバイパスする
   バイパス配管を有していることを特徴とする請求項２な
   いし請求項５に記載の原子力発電プラント。
8. 【請求項８】 請求項１ないし請求項７に記載の原子力
   発電プラントにおいて、前記原子力発電プラントのいず
   れかの組み合わせの二以上の原子力発電プラント間で、
   前記冷却設備または前記電源設備、あるいは前記両方の
   設備を共用していることを特徴とする原子力発電プラン
   ト。