JP2004219342A - 原子炉の安全設備 - Google Patents

Abstract

【課題】原子力プラントの安全設備に関し、設備の物量を低減しつつ、共通原因故障等に対応した高い信頼性を得ることである。
【解決手段】原子炉格納容器１内に格納された原子炉圧力容器２と、原子炉圧力容器２に接続された主蒸気配管２５と給水配管２６と、複数の区分に分離独立して前記原子炉圧力容器２内へ注水する複数の注水系統と、前記区分ごとに分離独立して前記注水系統内の機器に給電する複数の電源設備と、主蒸気配管２５から配管９を経由して凝縮器６内に受け入れた蒸気を凝縮器６で凝縮し、凝縮した水を給水配管２６へ配管６３を通じて戻すアイソレーションコンデンサ系と、配管９，６３に備えた電動弁７ａ，７ｂ，７ｃ，８ａ，８ｂ，８ｃへの給電源を前記複数の電源設備としてある原子炉の安全設備である。
【選択図】 図１

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は原子炉の安全設備に関し、特に原子炉隔離時における原子炉圧力容器内への注水や残留熱除去に有益な技術に係る。
【０００２】
【従来の技術】
従来の沸騰水型原子炉の安全系は、原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ），残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）、これら両系統に稼働に必要とする電力を発生して供給する非常用ディーゼル発電機（非常用ＤＧ）を具備した区分Ｉと、高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ），残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）、これら両系統に稼働に必要とする電力を発生して供給する非常用ディーゼル発電機（非常用ＤＧ）を具備した区分ＩＩと、区分ＩＩと同一構成の高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ），残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ），非常用ディーゼル発電機（非常用ＤＧ）を具備した区分ＩＩＩ とからなっている。なお、原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）については、全交流電源喪失時には直流電源のみで起動することが可能である。また、主蒸気逃し安全弁には自動減圧装置（ＡＤＳ）が設けられている。さらに、関連する安全系としては、原子炉格納容器が高圧となった場合の格納容器ベント設備が１系統設置されている。このような各区分内の系統は系統内のポンプを駆動して注水機能や熱除去機能を発揮する、いわゆる動的機器を用いた安全系である。逆にポンプを用いないで除熱や注水する系統は静的機器を用いた安全系と言われている。
【０００３】
また、安全系の動的機器の起動失敗を恐れ、安全への信頼性を向上すべく、静的機器を用いた安全系を追加（例えば、特許文献１参照）したり、各区分の一区分につき、区分内の動的機器を用いた複数の安全系の一つの系統を静的機器を用いた安全系に置き換えたり（例えば、特許文献２参照）した例が公知である。
【０００４】
【特許文献１】
特開平７−２５３４９２号公報
【特許文献２】
特開平８−３１３６８６号公報
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】
従来例では、３区分に残留熱除去系（低圧系）（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）が配置されているため、この残留熱除去系熱交換器を冷却し最終的なヒートシンクである海水で冷却させるための補機冷却系が必要となり、そのポンプ数等の多さ故に設備物量やポンプ等の設置スペースが増大し、建設コスト及び保守コストを増加させるという課題があった。
【０００６】
また、従来の静的機器を用いた安全系においても、その安全系内の電動弁の電源として使用する直流電源設備に対する共通原因故障に対応する対策が成されていない。
【０００７】
さらに、従来例では、原子炉の安全系の起動は、基本的に運転員の手動起動となるが、さらに信頼性を向上させるためには原子炉除熱システムに対する自動起動信号によるバックアップが必要なところ、その必要性を満たしていないという課題が有る。
【０００８】
本発明の主目的は、原子炉の安全設備の物量を低減することであり、他の目的は、原子炉の安全設備における共通原因故障を無くすること、更に他の目的は、原子炉の安全設備を自動起動させてより信頼性の高い沸騰水型原子炉の安全設備を提供することにある。
【０００９】
【課題を解決するための手段】
本発明の主目的を達成するための手段は、原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器内に格納された原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器に接続された主蒸気配管と、前記原子炉圧力容器に接続された給水配管と、複数の区分に分離独立していて、前記原子炉圧力容器内へ水を注水する複数の注水系統及び複数の区分中において二つの区分に前記原子炉圧力容器を除熱する系統と、前記区分ごとに分離独立していて、前記注水系統内の機器に電力を供給する複数の電源設備と、前記主蒸気配管から第１配管を経由して凝縮器内に受け入れた蒸気を前記凝縮器で凝縮し、凝縮した水を前記給水配管へ第２の配管を通じて戻すアイソレーションコンデンサ系統と、前記第１配管と前記第２配管の少なくとも一方の配管に、その配管内の流れを断続自在に制御する第１電動弁とを有し、前記第１電動弁への給電源を前記複数の電源設備としてある原子炉の安全設備であり、前記第１電動弁は各区分のいずれの電源設備からでも電力を受けて確実に作動し、アイソレーションコンデンサ系統の機能喪失の可能性が少ないから、注水系の動的機器の削減や容量の低減を可能とできる。
【００１０】
【発明の実施の形態】
以下に本発明の実施例を説明する。沸騰水型原子炉を採用した原子力プラントは、図１に示す原子炉格納容器１を備えている。原子炉格納容器１は、内部に原子炉圧力容器２と圧力抑制室とを気密に格納している。その圧力抑制室は、プール水として水が蓄えられたサプレッションプール４と、プール水の水面上方のウエットウェル５８空間とから構成されている。原子炉格納容器１内の圧力抑制室外の空間はドライウェル５７として機器配置スペース等に利用されている。そのドライウェル５７とサプレッションプール４の水面下はベント通路２７と水平ベント管２８を通じて連通されている。
【００１１】
その原子炉圧力容器２は、内部に核燃料が装荷された炉心３を気密に格納している。その炉心３は、図示していないインターナルポンプによって原子炉圧力容器２内の冷却水を炉心３に循環させることによって、冷却され、その見返りとして炉心３を通過した冷却水が炉心３で加熱される。その加熱により、原子炉圧力容器２内では高温且つ高圧な蒸気が発生する。
【００１２】
原子炉圧力容器２内に発生したその蒸気は、原子炉圧力容器２に接続された主蒸気配管２５を通過して原子炉格納容器１の外側に存在する蒸気の受け入れ先、例えば、発電機の駆動用蒸気タービンに供給される。その蒸気は蒸気タービン等で消費された後に図示していない復水器で水に戻され、その水は冷却水として、原子炉圧力容器２に接続された給水配管２６を通じて原子炉圧力容器２内に戻される。このように戻された水は原子炉圧力容器２内で炉心３へ循環する冷却水として再利用される。
【００１３】
主蒸気配管２５や給水配管２６は原子炉格納容器１外の蒸気利用先にまで延びているので、事故時の放射能汚染拡大を防ぐことも考慮して、主蒸気配管２５には、プラント異常事象である過渡事象の異常事態には閉鎖される隔離弁２５ａ，２５ｂが原子炉圧力容器２の内側と外側とに装備されている。同じく給水配管
２６には原子炉格納容器１内側から外側に向かって流れる流れを止める逆止弁
２６ａ，２６ｂが原子炉圧力容器２の内側と外側とに装備されている。
【００１４】
原子炉の安全設備、即ち原子炉の安全系は次のような系統や装置や設備から成っている。原子炉の安全系は、２系統の残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）と高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ）と原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）と自動減圧装置
（ＡＤＳ）と格納容器ベント設備と、静的格納容器冷却系とアイソレーションコンデンサ系とを備えている。
【００１５】
２系統の残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）は、サプレッションプール４内のプール水中と原子炉圧力容器２内とを連通する配管２０ａ，２０ｂと、その配管２０ａ，２０ｂに設けられて配管２０ａ，２０ｂ内の水を原子炉圧力容器２へ向けて駆動する電動ポンプ１８ａ，１８ｂと、その配管２０ａ，２０ｂに設けられてその配管２０ａ，２０ｂ内を流れる水を冷却する熱交換器１９ａ，１９ｂと、原子炉格納容器１の外側においてその配管２０ａ，２０ｂ内の流れを断続する様にその配管２０ａ，２０ｂに設けた電動弁２１ａ，２１ｊと、原子炉格納容器１の内側においてその配管２０ａ，２０ｂ内の原子炉格納容器１の外側方向への流れを止めるようにその配管２０ａ，２０ｂに設けた逆止弁２１ｂ，２１ｆとを備えている。又、熱交換器１９ａ，１９ｂには、熱交換器１９ａ，１９ｂを冷却するための流体として海水を熱交換器１９ａ，１９ｂに通す補機冷却系が装備され、その補機冷却系は残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）の電源設備と同じ電源設備で駆動される電動ポンプ及び電動弁等（図示せず）が備えられている。
【００１６】
残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）の電動弁２１ａ，２１ｊや電動ポンプ１８ａ，１８ｂは二回路の制御回路２９ａ，２９ｂによって制御される。その制御回路２９ａ，２９ｂは一系統の残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）につき一回路、計二回路装備されている。
【００１７】
このような残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）の配管２０ａ，２０ｂから複数の分岐配管２０１ａ，２０２ａ，２０３ａ，２０１ｂ，２０２ｂ，２０３ｂが分岐し、各分岐配管２０１ａ，２０２ａ，２０３ａ，２０１ｂ，２０２ｂ，２０３ｂの分岐先が原子炉格納容器１内のドライウェル５７内とウエットウェル５８内とサプレッションプール４のプール水中へと原子炉格納容器１の外側に配置した電動弁２１ｄ，２１ｃ，２１ｅ，２１ｈ，２１ｉ，２１ｇを経由して延長されている。ドライウェル５７内とウエットウェル５８内に延長された分岐配管２０１ａ，２０２ａ，２０１ｂ，２０２ｂはドライウェル５７内とウエットウェル５８内とに配備されたスプレイヘッダ３０，３１に接続されている。
【００１８】
残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）は複数の運転モードを有する。その運転モードには、格納容器スプレイモードと、サプレッションプールスプレイモードとサプレッションプール冷却モードと低圧注水モードがある。
【００１９】
残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）の低圧注水モードは、原子炉圧力容器２が低圧の状態において、電動ポンプ１８ａ，１８ｂが起動され、電動弁２１ａ，
２１ｊが開かれることによって運転される。その残留熱除去モードの運転においては、電動ポンプ１８ａ，１８ｂが、サプレッションプール４のプール水を吸い込んで、配管２０ａ，２０ｂと熱交換器１９ａ，１９ｂを通じて原子炉圧力容器２内に注水することができる。
【００２０】
残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）の格納容器スプレイモードは、熱交換器
１９ａ，１９ｂに補機冷却系で海水が通水されて冷却されている状態において、電動ポンプ１８ａ，１８ｂが起動され、電動弁２１ｂ，２１ｈを開くことによって運転される。その格納容器スプレイモードの運転においては、電動ポンプ１８ａ，１８ｂが、サプレッションプール４のプール水を吸い込んで、分岐配管２０１ａ，２０１ｂと熱交換器１９ａ，１９ｂを通じてスプレイヘッダ３０へ給水し、そのスプレイヘッダ３０から原子炉格納容器１内のドライウェル５７内へプール水が散水される。その散水前にプール水は熱交換器１９ａ，１９ｂで冷却されているので、プール水がドライウェル５７内に散水されることでドライウェル５７内を冷却する機能が発揮される。
【００２１】
残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）のサプレッションプールスプレイモードは、熱交換器１９ａ，１９ｂに補機冷却系で海水が通水されて冷却されている状態において、電動ポンプ１８ａ，１８ｂを起動し、電動弁２１ｅ，２１ｉを開くことによって運転される。そのサプレッションプールスプレイモードの運転においては、電動ポンプ１８ａ，１８ｂがサプレッションプール４のプール水を吸い込んで、分岐配管２０２ａ，２０２ｂと熱交換器１９ａ，１９ｂを通じてスプレイヘッダ３１へ給水する。その給水によって、そのスプレイヘッダ３１から圧力抑制室内のウエットウェル５８内へプール水が散水される。そのプール水は散水前に熱交換器１９ａ，１９ｂで冷却されているので、スプレイヘッダ３１からプール水がウエットウェル５８内に散水されることでウエットウェル５８内を冷却する機能が発揮される。
【００２２】
残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）のサプレッションプール冷却モードは、熱交換器１９ａ，１９ｂに補機冷却系で海水が通水されて冷却されている状態において、電動ポンプ１８ａ，１８ｂを起動し、電動弁２１ｃ，２１ｇを開くことによって運転される。そのサプレッションプール冷却モードの運転においては、電動ポンプ１８ａ，１８ｂが、サプレッションプール４のプール水を吸い込んで、熱交換器１９ａ，１９ｂに送り、そこでプール水が熱交換器１９ａ，１９ｂで冷却され、冷却されたプール水は分岐配管２０３ａ，２０３ｂを通じてサプレッションプール４へ戻し入れられるという循環を繰り返す。そのため、サプレッションプール冷却モードの運転状態にあっては、サプレッションプール４内のプール水は冷却された状態に維持されるという機能が発揮される。
【００２３】
高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ）は、サプレッションプール４内のプール水中と原子炉圧力容器２内とを連通する配管２３と、その配管２３に設けられて配管２３内の水を原子炉圧力容器２へ向けて駆動する電動ポンプ２２と、原子炉格納容器１の外側においてその配管２３内の流れを断続する様にその配管２３に設けた電動弁２４ａと、原子炉格納容器１の内側においてその配管２３内で原子炉格納容器１の外側方向への流れを止めるようにその配管２３に設けた逆止弁２４ｂとを備えている。高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ）の電動ポンプ２２と電動弁２４ａは制御回路３２で制御するように構成してある。
【００２４】
高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ）は、電動ポンプ２２を起動し、且つ電動弁２４ａを開くことによって、サプレッションプール４内のプール水を電動ポンプ２２で配管２３を通じて原子炉圧力容器２内に注水する機能を発揮できる。
【００２５】
原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）は、サプレッションプール４内のプール水中と給水配管２６との途中とを連通する配管１６と、その配管１６に設けられて配管１６内の水を給水配管２６内へ向けて駆動するポンプ１４と、そのポンプ１４を駆動する蒸気タービン３３と、各隔離弁２５ａ，２５ｂよりも原子炉圧力容器２側の主蒸気配管２５部分と蒸気タービン３３の駆動蒸気の受け入れ口を連通接続した配管３４と、その配管３４内の流れを断続する様にその配管３４に設けた電動弁１５ａと、その蒸気タービン３３の蒸気排気口とサプレッションプール４のプール水中との間を連通する配管３５と、その配管３５内の流れを断続する様にその配管３５に設けた隔離弁１５ｃ，１５ｄ、および電動弁１５ａとを備えている。原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）の電動弁１５ａは制御回路３６ａ，３６ｂで制御するように構成してある。その制御回路３６ａ，３６ｂは２回路用意されている。
【００２６】
原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）は、隔離弁１５ｃ，１５ｄが開かれている状態において、各電動弁１５ａ，１５ｂを開くことで、原子炉圧力容器２内の蒸気を主蒸気配管２５から配管３５を通じて蒸気タービン３３に供給し、その蒸気によって蒸気タービン３３を駆動することにより運転される。このように蒸気タービン３３に蒸気が供給されると、その蒸気によって蒸気タービン３３のタービンが回転駆動される。蒸気タービン３３が駆動されると、その蒸気タービン３３によってポンプ１４が駆動される。ポンプ１４が駆動されると、そのポンプ１４は、サプレッションプール４内のプール水を配管１６を通じて給水配管２６内に注水し、給水配管２６内に注水されたプール水は給水配管２６を通じて原子炉圧力容器２内に注水される。このように原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）は、原子炉圧力容器２内に注水するに十分な所定の駆動力でポンプを駆動することができるだけの高圧蒸気が原子炉圧力容器２側から供給されている期間において、原子炉圧力容器２内への注水機能を発揮できる。なお、蒸気タービン３３で使用された蒸気は配管３４を通じてサプレッションプール４内に戻される。
【００２７】
自動減圧装置（ＡＤＳ）は、各隔離弁２５ａ，２５ｂよりも原子炉圧力容器２側の主蒸気配管２５部分に設けた複数の主蒸気逃し安全弁１７（図１では一弁のみ表示してある。）と、その主蒸気逃し安全弁１７の蒸気の排気口とサプレッションプール４内のプール水中とを連通する配管１７ａとを備える。その主蒸気逃し安全弁１７には、その主蒸気逃し安全弁１７が開くように作動圧が予め設定されている。その設定した作動圧以上に主蒸気配管２５内の圧力が上昇した場合には、主蒸気逃し安全弁１７が開いて主蒸気配管２５内の蒸気を圧力と共に配管
１７ａを経由してサプレッションプール４内のプール水中に逃すことができる逃し弁機能を有している。また、主蒸気逃し安全弁１７はバネ式安全弁としての安全弁機能もある。主蒸気逃し安全弁１７からの蒸気はサプレッションプール４内で凝縮されて、圧力抑制室内の圧力の上昇を極力抑制している。この複数の主蒸気逃し安全弁１７に対して、自動減圧装置（ＡＤＳ）は、原子炉圧力容器２内の圧力を残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）の低圧注水モードが起動できるまで減圧するための機能を発揮する。自動減圧装置（ＡＤＳ）を制御する制御回路６６ａ，６６ｂは主蒸気逃し安全弁を強制的に開く制御回路を有し、２回路備えられている。
【００２８】
アイソレーションコンデンサ系は、各隔離弁２５ａ，２５ｂよりも原子炉圧力容器２側の主蒸気配管２５部分と凝縮器６の入口とを連通する配管９と、その配管９の途中に並列に設けた３個の電動弁７ａ，７ｂ，７ｃと、その凝縮器６内の凝縮後の水を排出する出口と各逆止弁２６ａ，２６ｂよりも原子炉圧力容器２側の給水配管２６部分とを連通する配管６３と、その配管６３の途中に並列に設けた３個の電動弁８ａ，８ｂ，８ｃと、その凝縮器６内の凝縮後の水を排出する出口よりも高い位置で凝縮器６内のガスを排気する出口とサプレッションプール４内のプール水中を連通する配管６２と、その配管６２の途中に並列に設けた３個の電動弁７ｄ，７ｅ，７ｆと、原子炉格納容器１の外側で凝縮器６を水没させて格納する外部プール５とを備えている。
【００２９】
アイソレーションコンデンサ系の電動弁７ａ，７ｂ，７ｃ，７ｄ，７ｅ，７ｆ，８ａ，８ｂ，８ｃは原子炉除熱システム制御回路６５ａ，６５ｂ，６５ｃによって制御されている。その原子炉除熱システム制御回路６５ａ，６５ｂ，６５ｃは３回路装備されている。各原子炉除熱システム制御回路のうち制御回路６５ａは電動弁７ａ，７ｄ，８ａを制御し、制御回路６５ｂは電動弁７ｂ，７ｅ，８ｂを制御し、制御回路６５ｃは電動弁７ｃ，７ｆ，８ｃを制御している。
【００３０】
アイソレーションコンデンサ系は、三弁一組の電動弁７ａ，７ｂ，７ｃの少なくとも一弁と三弁一組の電動弁７ｄ，７ｅ，７ｆの少なくとも一弁と三弁一組の電動弁８ａ，８ｂ，８ｃの少なくとも一弁とが開かれることによって運転される。このように、各組ごとに少なくとも一弁が開かれた状態になると、原子炉圧力容器２内の蒸気が主蒸気配管２５と配管９を通じて凝縮器６内に入る。凝縮器６が外部プール５のプール水中に水没して冷却されているので、凝縮器６内に入った蒸気は、凝縮器６内で冷却されて凝縮する。凝縮器６内で凝縮した蒸気は水に戻って配管６３を通じて給水配管２６内に入り、さらに給水配管２６内から、原子炉圧力容器２内に注水されて戻される。このようにしてアイソレーションコンデンサ系は、原子炉圧力容器２内で発生した蒸気を凝縮して炉心３の崩壊熱を除去する機能を発揮する。
【００３１】
また、凝縮器６による蒸気の凝縮開始前には、凝縮器６内にガスが充満している。そのガスは凝縮器６内に入ってきた蒸気に押されて凝縮器６内から配管６２を通じてサプレッションプール４内のプール水中に排気される。
【００３２】
静的格納容器冷却系は、原子炉格納容器１のドライウェル５７内と熱交換器
１０の入口とを連通する配管６７と、その熱交換器１０の熱交換後の流体を排出する出口とサプレッションプール４内のプール水中を連通する配管１１と、原子炉格納容器１の外側で熱交換器１０を水没させて格納する外部プール５とを備えている。各外部プール５は一連のもので、密閉されている。
【００３３】
静的格納容器冷却系は、例えば、原子炉圧力容器２内で発生した蒸気がドライウェル５７内に漏洩して、ドライウェル５７内の圧力が圧力抑制室内の圧力よりも相対的に高くなると、ドライウェル５７内の蒸気が配管６７を通じて熱交換器１０内に入り、そこで凝縮して水になる。その水はサプレッションプール４のプール水中に配管１１を通じて入れられる。このようにして、静的格納容器冷却系は、原子炉格納容器１内の蒸気を凝縮して原子炉格納容器１内を冷却し、原子炉圧力容器２内の圧力を低下させる機能を発揮する。
【００３４】
格納容器ベント設備は、２系統採用されている。そのうちの一系統は、原子炉格納容器１内のウエットウェル５８及びドライウェル５７から原子炉格納容器１外に設置した排気筒５６へガスを導く配管１３と、その配管１３内の流れを断続できるように配管１３の途中に設けた各電動弁１２ａ，１２ｂ，１２ｃとを備えている。この系統の電動弁１２ａ，１２ｂ，１２ｃは、原子炉除熱システム制御回路６５ａ，６５ｂ，６５ｃによって制御されている。
【００３５】
もう一系統の格納容器ベント設備は、原子炉格納容器１内のウエットウェル
５８及びドライウェル５７と外部プール５のプール水中を連通する配管５９と、その配管５９内の流れを断続できるように配管５９の途中に設けた各電動弁１２ｄ，１２ｅ，１２ｆと、外部プール５のプール水面より上方の気相空間から排気筒５６へガスを導く配管６０とを備えている。この系統の各電動弁１２ｄ，１２ｅ，１２ｆは、原子炉除熱システム制御回路６５ａ，６５ｂ，６５ｃによって制御されている。
【００３６】
格納容器ベント設備は、各電動弁１２ａ，１２ｂ，１２ｃを開くことによって一系統が作動し、各電動弁１２ｄ，１２ｅ，１２ｆを開くことによってもう一系統も作動する。格納容器ベント設備は原子炉格納容器内の圧力を低減する目的から、原子炉格納容器１内の圧力が外界の圧力よりも高い状態で作動させられるものであるから、各電動弁１２ａ，１２ｂ，１２ｃが開くと、原子炉格納容器内の圧力と外界との圧力との差圧で、原子炉格納容器１内の雰囲気とともに圧力が配管１３を通じて排気筒５６に送られ、その排気筒５６から外界へ逃される。また、各電動弁１２ｄ，１２ｅ，１２ｆを開くことによって、原子炉格納容器１内の圧力と雰囲気は、配管５９を通じて外部プール５のプール水中に排出され、ここで、その雰囲気中に含まれていた蒸気はプール水中で凝縮し、その雰囲気に含まれていた水溶性放射性核種はそのプール水中に留まり、水溶性放射性核種が除去された雰囲気と圧力とが配管６０を通じて排気筒５６に送られ、その排気筒５６から外界へ逃される。これにより、格納容器ベント設備は、原子炉格納容器１内の圧力や温度の異常な上昇を抑制する機能を発揮する。
【００３７】
以上のように、本発明の実施例に係る沸騰水型原子炉の安全系は、残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ），原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ），高圧炉心注水系
（ＨＰＣＦ），自動減圧装置（ＡＤＳ），格納容器ベント設備，アイソレーションコンデンサ系（ＩＣ），静的格納容器冷却系から構成されている。
【００３８】
また、図２には本実施例に係る安全系の系統区分を示し、図４には本実施例に係る安全系の電源設備系統の系統区分を示している。いずれの区分も、区分番号については共通の番号を付与している。
【００３９】
図２に示す区分Ｉは、残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）とその区分に属する機器に電気を供給する非常用ディーゼル発電機３７，区分ＩＩは残留熱除去系
（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）とその区分に属する機器に電気を供給する非常用ディーゼル発電機３８、区分ＩＩＩ は高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ）とその区分に属する機器に電気を供給する非常用ディーゼル発電機３９を備えている。
【００４０】
このように安全系は、前述の各区分ごとに非常用ディーゼル発電機を非常用の電源設備として備えている。そのほかにも、原子力プラント外の外部電源、すなわち原子力プラントの外部の電源設備、から送電線を経由して電気が各区分ごとに独立して供給される。
【００４１】
前述の各区分ごとの給電系統を示すと、図４のように、各区分ごとに独立した給電系統を成立させている。すなわち、区分Ｉの給電系統は、外部電源と非常用ディーゼル発電機３７との二系統の電源設備が高圧交流電線６８ａにＡＣ６．９ｋｖの交流電力を供給可能としている。外部電源からの電力の供給が止まらなければ、その外部電源から交流電力を高圧交流電線６８ａに受け、外部電源からの電力の供給が止まった場合には、非常用ディーゼル発電機３７を起動して高圧交流電線６８ａに交流電力を供給する。その高圧交流電線６８ａには遮断器を介して区分Ｉの残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）の電動ポンプ１８ａが接続され、その電動ポンプ１８ａは高圧交流電線６８ａから電動ポンプ１８ａが起動するために必要な電力を得ることができる。
【００４２】
高圧交流電線６８ａから変圧器６８ａを介して低圧交流電線７０ａにＡＣ４８０ｖの交流電力が供給されている。その低圧交流電線７０ａには、区分Ｉの残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）の電動弁２１ｃと、格納容器ベント設備の電動弁
１２ａ，１２ｂ，１２ｃとが、いずれも遮断器を介して接続され、その電動弁
２１ｃ，１２ａ，１２ｂ，１２ｃは低圧交流電線７０ａから電動弁２１ｃ，１２ａ，１２ｂ，１２ｃが起動するために必要な電力を得ることができる。
【００４３】
低圧交流電線７０ａには遮断器を介して充電器が接続される。その低圧交流電線７０ａの交流電力は充電器によってＤＣ１２５ｖの直流電力に変換されて直流電線７１ａに流される。その直流電線７１ａには、遮断器を介して蓄電池４０が接続されている。その蓄電池４０は遮断器を介して直流電線７１ａから電力を蓄電したり、交流電源喪失時に直流電線７１ａへ直流電力を放電することができる。
【００４４】
さらに、直流電線７１ａには、原子炉隔離時冷却系の電動弁１５ａ，１５ｂや隔離弁１５ｃ，１５ｄと各制御回路２９ａ，３６ａ，６５ａ，６５ｂとアイソレーションコンデンサ系の電動弁７ａ，７ｄ，８ａとが、個々に遮断器を介して接続され、それらの電動弁や隔離弁が起動するために必要な、あるいはそれらの制御回路が作動するために必要な直流電力を、それらの電動弁やそれらの各制御回路が受電できるようになっている。
【００４５】
残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）の制御回路２９ａは、電動ポンプ１８ａと残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）の運転モードに適合した電動弁２１ａ，２１ｃ，２１ｄ，２１ｅに接続された遮断器を非通電状態から通電状態に切り替えて、非通電状態で閉じられていた電動弁２１ｃを開き、非通電状態で停止していた電動ポンプ１８ａを起動する制御を行うことができる。
【００４６】
原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）の制御回路３６ａは、隔離弁１５ｃ，１５ｄを開いている状態で電動弁１５ａ，１５ｂに接続された遮断器を非通電状態から通電状態とに切り替える制御によって、非通電状態で閉じられていた電動弁を開く制御を行うことができる。
【００４７】
自動減圧装置（ＡＤＳ）の制御回路６６ａは、主蒸気逃し安全弁１７を強制的に開かせるシリンダ装置の圧力回路を制御して、主蒸気逃し安全弁１７を制御できる。主蒸気逃し安全弁１７が強制的に開くもう一つの状態は、主蒸気逃し安全弁１７が主蒸気配管内から設定圧力以上の圧力を受けた場合である。
【００４８】
原子炉除熱システム制御回路６５ａは、残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）の制御回路２９ａの作動とアイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）の電動弁７ａ，７ｄ，８ａと格納容器ベント設備の電動弁１２ａ，１２ｂ，１２ｃとを起動する回路構成を備えている。原子炉除熱システム制御回路６５ａが起動信号を生成すると、原子炉除熱システム制御回路６５ａは残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）の制御回路２９ａの遮断器を非通電状態から通電状態に切り替えてその残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）の制御回路２９ａを作動させ、その残留熱除去系
（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）の制御回路２９ａは作動することによって電動ポンプ１８ａを起動し、電動弁２１ｃを開く制御を行う。又、原子炉除熱システム制御回路
６５ａが起動信号を生成すると、その原子炉除熱システム制御回路６５ａはアイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）の電動弁７ａ，７ｄ，８ａに接続されている遮断器と格納容器ベント設備の電動弁１２ａ，１２ｂ，１２ｃに接続されている遮断器とを非通電状態から通電状態に切り替える制御をなす。その制御によって、直流電力を受けたアイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）の電動弁７ａ，７ｄ，８ａと格納容器ベント設備の電動弁１２ａ，１２ｂ，１２ｃは、閉じている状態から開く状態になる。
【００４９】
原子炉除熱システム制御回路６５ａの回路構成を等価な論理回路で示せば、図５のようになる。すなわち、原子力プラントは、原子炉圧力容器２内の冷却水の水位や圧力やサプレッションプール４内のプール水の水温や原子炉格納容器１内の圧力や温度や放射線量を計測する計測システム（図示せず）を備えて、原子力プラントの状況を監視している。その計測システムから原子炉圧力容器２内の水位が予め設定した水位よりも低い場合に発せられる原子炉水位低信号（図中では原子炉水位低と表示）５０と、その計測システムから原子炉圧力容器２内の圧力が予め設定した圧力よりも高い場合に発せられる格納容器圧力高信号（図中ではＰＣＶ圧力高と表示）５１と、その計測システムからサプレッションプール４内のプール水の水温が予め設定した温度よりも高い場合に発せられるサプレッションプール水温高信号（図中ではＳ／Ｐ水温高と表示）５２と、原子力プラントの制御室にもうけられた手動スイッチを入れることで発せられる手動起動信号（図中では手動起動と表示）５３とを原子炉除熱システム制御回路６５ａが受信できるように構成されている。
【００５０】
この場合の格納容器圧力高信号の設定圧力は、原子力プラントが運用される原子炉格納容器１の設定圧力のうち最も高いものであり、サプレッションプール４水温高の設定水温は、原子力プラントが運用されるサプレッションプール４のプール水の設定温度のうち最も高いものであり、原子炉圧力容器２内の水位低の設定水位は原子炉圧力容器２内の炉心３が安全な状態に冷却できる最低水位とされている。
【００５１】
原子炉除熱システム制御回路６５ａが起動信号を生成する場合は、手動起動信号５３が原子炉除熱システム制御回路６５ａに入力された場合か、計測システムから原子炉除熱システム制御回路６５ａへの信号が以下の条件である場合である。その条件とは、原子炉水位低信号５０が発生せず、かつ格納容器圧力高信号
５１が発生し、かつサプレッションプール水温高信号５２が発生した場合である。
【００５２】
このような条件になると、原子炉除熱システム制御回路６５ａは起動信号を生成し、アイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）と、格納容器ベント設備と、残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）のサプレッションプール冷却モードに関連する各電動弁や電動ポンプとを起動させる起動信号を発生させる。
【００５３】
このような原子炉除熱システム制御回路６５ａを備えることによって、手動起動する必要がある状況を認知しなくとも、最終的に起動信号が自動的に発生し、原子炉の水位が維持された状況で確実にアイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）と、格納容器ベント設備と、残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）を作動させることが可能となる。
【００５４】
また、原子炉除熱システム制御回路６５ａの回路構成と等価な論理回路として、図６のような論理回路構成も図５の論理回路構成と同様の機能を達成する。また、図７及び図８のように時間遅れ信号を備えることで信頼性を向上させる論理回路構成とすることもできる。
【００５５】
区分ＩＩの給電系統は、図４のように、区分Ｉの給電系統から原子炉隔離時冷却系の電動弁への直流電力の供給回路が無い点で相違し、その他は酷似している。すなわち、区分ＩＩの給電系統は次のとおりである。外部電源と非常用ディーゼル発電機３８との二系統の電源設備が高圧交流電線６８ｂにＡＣ６．９ｋｖ の交流電力を供給可能としている。外部電源からの電力の供給が止まらなければ、その外部電源から交流電力を高圧交流電線６８ｂに受け、外部電源からの電力の供給が止まった場合には、非常用ディーゼル発電機３８を起動して高圧交流電線６８ｂに交流電力を供給する。その高圧交流電線６８ｂには遮断器を介して区分ＩＩの残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）の電動ポンプ１８ｂが接続され、その電動ポンプ１８ｂは高圧交流電線６８ｂから電動ポンプ１８ｂが起動するために必要な電力を得ることができる。
【００５６】
高圧交流電線６８ｂから変圧器６９ｂを介して低圧交流電線７０ｂにＡＣ４８０ｖの交流電力が供給されている。その低圧交流電線７０ｂには、区分ＩＩの残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）の電動弁２１ｇと、格納容器ベント設備の電動弁
１２ｄ，１２ｅ，１２ｆとが、いずれも遮断器を介して接続され、その電動弁
２１ｇ，１２ｄ，１２ｅ，１２ｆは低圧交流電線７０ｂから電動弁２１ｇ，１２ｄ，１２ｅ，１２ｆが起動するために必要な電力を得ることができる。
【００５７】
低圧交流電線７０ｂには遮断器を介して充電器が接続される。その低圧交流電線７０ｂの交流電力は充電器によってＤＣ１２５ｖの直流電力に変換されて直流電線７１ｂに流される。その直流電線７１ｂには、遮断器を介して蓄電池４１が接続されている。その蓄電池４１は遮断器を介して直流電線７１ｂから電力を蓄電したり、交流電源喪失時に直流電線７１ｂへ直流電力を放電することができる。
【００５８】
さらに、直流電線７１ｂには、各制御回路２９ｂ，３６ｂ，６５ｂ，６６ｂとアイソレーションコンデンサ系の電動弁７ｂ，７ｅ，８ｂとが、個々に遮断器を介して接続され、電動弁７ｂ，７ｅ，８ｂが起動するために必要な、あるいは制御回路２９ｂ，３６ｂ，６５ｂ，６６ｂが作動するために必要な直流電力を、それらの電動弁７ｂ，７ｅ，８ｂや各制御回路２９ｂ，３６ｂ，６５ｂ，６６ｂが受電できるようになっている。
【００５９】
残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）の制御回路２９ｂは、電動ポンプ１８ｂと残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）の運転モードに適合した電動弁２１ｇ，２１ｈ，２１ｉ，２１ｊに接続された遮断器を非通電状態から通電状態に切り替える制御によって、非通電状態で閉じられていた電動弁２１ｇを通電状態で開き、非通電状態で停止していた電動ポンプ１８ｂを通電状態で起動する制御を行うことができる。
【００６０】
原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）の制御回路３６ｂは、隔離弁１５ｃ，１５ｄが開かれている状態で電動弁１５ａ，１５ｂに接続された遮断器を非通電状態から通電状態とに切り替える制御によって、非通電状態で閉じられていた電動弁
１５ａ，１５ｂを通電状態で開く制御を行うことができる。
【００６１】
自動減圧装置（ＡＤＳ）の制御回路６６ｂは、主蒸気逃し安全弁１７を強制的に開かせるシリンダ装置の圧力回路を制御して、主蒸気逃し安全弁１７を制御できる。主蒸気逃し安全弁１７が開くもう一つの状態は、主蒸気逃し安全弁１７が主蒸気配管内から設定圧力以上の圧力を受けた場合である。
【００６２】
原子炉除熱システム制御回路６５ｂは、残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）の制御回路２９ｂの作動とアイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）の電動弁７ｂ，７ｅ，８ｂと格納容器ベント設備の電動弁１２ｄ，１２ｅ，１２ｆとを起動する回路構成を備えている。原子炉除熱システム制御回路６５ｂが起動信号を生成すると、原子炉除熱システム制御回路６５ｂは残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）の制御回路２９ｂの遮断器を非通電状態から通電状態に切り替えてその残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）の制御回路２９ｂを作動させ、その残留熱除去系
（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）の制御回路２９ｂは作動することによって電動ポンプ１８ｂを起動し、電動弁２１ｇを開く制御を行う。原子炉除熱システム制御回路６５ｂが起動信号を生成すると、その原子炉除熱システム制御回路６５ｂはアイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）の電動弁７ｂ，７ｅ，８ｂに接続されている遮断器と格納容器ベント設備の電動弁１２ｄ，１２ｅ，１２ｆに接続されている遮断器とを非通電状態から通電状態に切り替える制御を行う。その制御によって、直流電力を受けたアイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）の電動弁７ｂ，７ｅ，８ｂと格納容器ベント設備の電動弁１２ｄ，１２ｅ，１２ｆは、閉じている状態から開く状態になる。
【００６３】
区分ＩＩの原子炉除熱システム制御回路６５ｂの回路構成を等価な論理回路で示せば区分Ｉと同様なものであり、原子炉除熱システム制御回路６５ｂが起動信号を生成する条件は区分Ｉの場合と同じく、手動起動信号がある場合か、原子炉水位低信号５０が発生せず、かつ格納容器圧力高信号５１が発生し、かつサプレッションプール水温高信号５２が発生した場合である。
【００６４】
このような条件になると、原子炉除熱システム制御回路６５ｂは起動信号を生成し、アイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）の電動弁７ｂ，７ｅ，８ｂと、格納容器ベント設備の電動弁１２ｄ，１２ｅ，１２ｆと、区分ＩＩの残留熱除去系
（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）の電動ポンプ１８ｂおよび電動弁２１ｇとを開くあるいは起動させる。
【００６５】
このような原子炉除熱システム制御回路６５ｂを備えることによって、区分ＩＩにおいても手動起動する必要がある状況を認知しなくとも、最終的に起動信号が発生し、原子炉の水位が維持された状況で確実にアイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）と、格納容器ベント設備と、区分ＩＩの残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）を起動することが可能となる。
【００６６】
区分ＩＩＩ の給電系統は、図４のように、外部電源と非常用ディーゼル発電機
３９との二系統の電源設備が高圧交流電線６８ｃにＡＣ６．９ｋｖ の交流電力を供給可能としている。外部電源からの電力の供給があれば、その外部電源から交流電力を高圧交流電線６８ｃに受け、外部電源からの電力の供給が止まった場合には、非常用ディーゼル発電機３９を起動して高圧交流電線６８ｃに交流電力を供給する。その高圧交流電線６８ｃには遮断器を介して高圧炉心注水系（ＨＰＦＬ）の電動ポンプ２２が接続され、その電動ポンプ２２は高圧交流電線６８ｃから電動ポンプ２２が起動するために必要な電力を得ることができる。
【００６７】
高圧交流電線６８ｃから変圧器６９ｃを介して低圧交流電線７０ｃにＡＣ４８０ｖの交流電力が供給されている。その低圧交流電線７０ｃには、高圧炉心注水系（ＨＰＦＬ）の電動弁２４ａが遮断器を介して接続され、その電動弁２４ａは低圧交流電線７０ｃから電動弁２４ａが起動するために必要な電力を得ることができる。
【００６８】
低圧交流電線７０ｃには遮断器を介して充電器が接続される。その低圧交流電線７０ｃの交流電力は充電器によってＤＣ１２５ｖの直流電力に変換されて直流電線７１ｃに流される。その直流電線７１ｃには、遮断器を介して蓄電池４２が接続されている。その蓄電池４２は遮断器を介して直流電線７１ｃから電力を蓄電したり、交流電源喪失時に直流電線へ直流電力を放電することができる。
【００６９】
さらに、直流電線７１ｃには、各制御回路３２，６５ｃとアイソレーションコンデンサ系の電動弁７ｃ，７ｆ，８ｃとが、個々に遮断器を介して接続され、電動弁７ｃ，７ｆ，８ｃが起動するために必要な、あるいは制御回路３２，６５ｃが作動するために必要な直流電力を、それらの電動弁７ｃ，７ｆ，８ｃや各制御回路３２，６５ｃが受電できるようになっている。
【００７０】
高圧炉心注水系（ＨＰＦＬ）の制御回路３２は、電動ポンプ２２と電動弁２４ａに接続された遮断器を非通電状態から通電状態に切り替える制御によって、非通電状態で閉じられていた電動弁２４ａを通電状態で開き、非通電状態で停止していた電動ポンプ２２を通電状態で起動する制御を行うことができる。
【００７１】
原子炉除熱システム制御回路６５ｃは、アイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）の電動弁７ｃ，７ｆ，８ｃを起動する回路構成を備えている。原子炉除熱システム制御回路６５ｃが起動信号を生成すると、原子炉除熱システム制御回路６５ｃはアイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）の電動弁７ｃ，７ｆ，８ｃに接続されている遮断器を非通電状態から通電状態に切り替える制御をなす。その制御によって、直流電力を受けたアイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）の電動弁７ｃ，７ｆ，８ｃは、閉じている状態から開く状態になる。
【００７２】
区分ＩＩＩ の原子炉除熱システム制御回路６５ｃの回路構成を等価な論理回路で示せば区分Ｉと同様なものであり、原子炉除熱システム制御回路６５ｃが起動信号を生成する条件は区分Ｉの場合と同じく、手動起動信号がある場合か、原子炉水位低信号５０が発生せず、かつ格納容器圧力高信号５１が発生し、かつサプレッションプール水温高信号５２が発生した場合である。
【００７３】
このような条件になると、原子炉除熱システム制御回路６５ｃは起動信号を生成し、アイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）の電動弁７ｃ，７ｆ，８ｃを開くように作動させる。
【００７４】
このような原子炉除熱システム制御回路６５ｃを備えることによって、区分
ＩＩＩ においても手動起動する必要がある状況を認知しなくとも、最終的に起動信号が発生し、原子炉の水位が維持された状況で確実にアイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）を起動することが可能となる。
【００７５】
このように、アイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）は、どの区分の電力によっても作動させることができるので、いずれかの蓄電池４０，４１，４２さえ正常に機能すれば、原子炉圧力容器２内で発生した熱の除去機能が喪失しない。
【００７６】
本実施例では、図１のように、白抜きの表示で示した隔離弁２５ａ，２５ｂ，１５ｃ，１５ｄが開かれ、黒塗りで表示した各弁が閉じられた状態で原子力プラントが運転される。このような通常状態においては、原子炉圧力容器２内の炉心３で加熱された冷却水は蒸気となって主蒸気配管２５を通じて原子炉格納容器１外へ供給され、その供給先から使用後の蒸気が腹水となって給水配管２６経由で原子炉圧力容器２内へ戻される。このような通常運転時においては、原子炉圧力容器２内や原子炉格納容器１内の温度や圧力やサプレッションプール４のプール水の温度は通常運転で許容できる範囲内の状態に保たれる。
【００７７】
原子力プラントが何らかの異常な状態となった場合には、異常な状況での蒸気の供給先への供給を止めるべく、隔離弁２５ａ，２５ｂが閉じられる。隔離弁
２５ａ，２５ｂが閉じられることで、原子炉圧力容器２内の蒸気圧は通常運転で許容する圧力以上、すなわち主蒸気逃し安全弁１７が開く設定圧力に上昇し、ついには主蒸気逃し安全弁１７が開く。主蒸気逃し安全弁１７が開くと、原子炉圧力容器２内の蒸気や圧力は、主蒸気逃し安全弁１７と配管１７ａを通じてサプレッションプール４のプール水中に排気される。その排気中の蒸気はサプレッションプール４のプール水中で凝縮され、非凝縮気体はウエットウェル５８内に蓄積し、圧力抑制室内の圧力やそのプール水の温度を上昇させる。
【００７８】
サプレッションプール４のプール水の温度は、残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）のサプレッションプール冷却モードの運転で低下するので安全であるが、残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）が機能せずにサプレッションプール４のプール水中への排気が継続すると、圧力抑制室の圧力や雰囲気の温度が上昇する。又、図示していないが圧力抑制室内の圧力を逆止弁２６ａ，２６ｂを介してドライウェル５７内に逃す流路を通じて、圧力抑制室内の圧力や雰囲気がドライウェル５７内に移行する。そのため、原子力プラントの放射能や放射線などの一次境界を構成する原子炉格納容器１が設計条件を超えて危険となることを想定して対応を考える必要がある。そのような危険を招くと考えられる原因、すなわち原子力プラントの異常事象を想定して、本実施例の原子力プラントではそのような原因が起こりにくい安全設備であることを以下に説明する。
【００７９】
本実施例の構成では図４に示すように、交流電源を動力、直流電源を制御に必要とする系統としては残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）２系統と高圧炉心冷却系１系統を持ち、直流電力のみで起動および制御可能な系統としては原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ），アイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）を持っている。そのため、外部電源喪失時にも全交流電源喪失時などの、交流電源を失うことで残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）２系統と高圧炉心３冷却系１系統が起動しなくとも、蓄電池からの直流電源のみで原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ），アイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）を起動および制御して信頼性の高い注水能力と除熱能力が確保できる。
【００８０】
また、区分ＩＩＩ に必要な交流電源は高圧炉心冷却系とその補機を冷却する系統（図示せず）のみであり、他の区分と比べ非常用ディーゼル発電機３９の負荷を低減でき、その区分ＩＩＩ に他の区分と比べ小容量で型式の異なる非常用ディーゼル発電機３９及び型式の異なる蓄電池４２を採用することにより各区分間での共通原因故障を低減することができる。このようにして、非常用ディーゼル発電機３７，３８と非常用ディーゼル発電機３９及び蓄電池４０，４１と蓄電池４２の形式が同じことによる３区分同時の交流電力あるいは直流電力の喪失状態の発生確率を低下させている。
【００８１】
また、沸騰水型原子炉のプラント異常事象として、外部電源喪失が発生し蓄電池４０，４１の共通原因故障により区分Ｉ，ＩＩの非常用ディーゼル発電機が蓄電池４０，４１から起動時の電力を受けれずに起動せずに残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）による除熱ができない場合でも、区分ＩＩＩ の蓄電池４２から給電されるアイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）の電動弁７ｃ，７ｆ，８ｃが開くように作動するため、アイソレーションコンデンサ系による除熱が可能となり、除熱機能がまったく喪失するという懸念が無い。
【００８２】
さらに、原子力プラントの異常事象である過渡事象としてタービントリップや給水喪失等が発生した場合に、隔離弁２５ａ，２５ｂが閉じられて原子炉が隔離された直後の初期段階に原子炉圧力容器２内の圧力、すなわち炉圧が上昇し複数の主蒸気逃し安全弁１７が開いた場合に、複数の主蒸気逃し安全弁１７のうちの１弁が閉じないという状態、すなわち１弁開固着するという異常事象が想定される。
【００８３】
その場合、開いたままの主蒸気逃し安全弁１７を通じて原子炉圧力容器２内の蒸気、すなわち炉蒸気はサプレッションプール４に導かれるため炉圧は減圧し、ついには炉蒸気を駆動エネルギー源とする蒸気タービン３３は、原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）のポンプ１４を十分駆動できずに、原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）は起動できなくなり、原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）による原子炉圧力容器２内への注水が不可能となる。そのため、高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ）で原子炉圧力容器２内へサプレッションプール４内の冷却水（プール水）を注水する。
【００８４】
この場合に、高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ）で原子炉圧力容器２内への注水は成功するが、炉心３の崩壊熱はサプレッションプール４へ移行しており、サプレッションプール４のプール水を冷却する必要がある。しかし、サプレッションプール４のプール水を冷却する残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）の２系統が起動失敗した場合には、その冷却機能を利用できないので、格納容器ベント設備にて原子炉格納容器１内の気相部から原子炉格納容器１内の雰囲気や圧力を排気筒５６を介して大気に開放し崩壊熱を発散する。
【００８５】
格納容器ベント設備は、原子炉格納容器１から配管１３を通じて排気筒５６につながる一系統と、原子炉格納容器１から外部プール内へ通じる配管５９と外部プール５の気相部から配管６０を排気筒へ通じるもう一系統との二系統で、原子炉格納容器１内の雰囲気や圧力を大気に開放する多重性を確保し、アイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）による原子炉圧力容器２内で発生した熱の除熱が不可能な場合における排熱機能の信頼性を向上させている。
【００８６】
また、この格納容器ベント設備は、設計基準事故を超える安全系の多重故障による炉心損傷事故条件下において、原子炉格納容器１内の圧力が設計条件を超えて、原子炉格納容器１のドライウェル５７部から排気筒へのベントが必要となった場合に、原子炉格納容器１内の圧力や雰囲気を外部プール５の水中を通じて排気筒５６へ導くことができるため、炉心損傷時にドライウェル５７部に漏れ出てくるあるいはすでにドライウェル５７部に存在する放射性核種のうち水溶性放射性核種を外部プールの水中で除去することができる。
【００８７】
また、本実施例では事故条件下で原子炉格納容器１のドライウェル５７部の圧力が原子炉格納容器１のウエットウェル５８部より高い場合に、静的格納容器冷却系の熱交換器１０でドライウェル５７部の蒸気を凝縮ないしは雰囲気を冷却して原子炉圧力容器２内の圧力と温度を低減できる。
【００８８】
次に、原子力プラントにおける計測システムによる計測結果、原子炉水位低信号５０が発生せず、かつ格納容器圧力高信号５１が発生し、かつサプレッションプール水温高信号５２が発生した場合に、原子炉除熱システム制御回路６５ａ，６５ｂ，６５ｃは起動信号５４を自動的に生成するので、アイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）の電動弁と、格納容器ベント設備の電動弁と、残留熱除去系
（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）の電動ポンプおよび電動弁が自動的に開くないしは起動する。格納容器圧力高の設定圧力とサプレッションプール水温高の設定温度は、当該沸騰水型原子炉の設定値の中で最も高いものであることから、運転員がアイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）と、格納容器ベント設備と、残留熱除去系
（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）のサプレッションプール冷却モードを手動起動する必要がある状況を認知しなくとも、最終的に起動信号５４が生成されて、原子炉の水位が維持された状況で確実にアイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）と、格納容器ベント設備と、残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）のサプレッションプール冷却モードを起動することが可能となる。
【００８９】
このように、原子炉水位高と、格納容器圧力高と、サプレッションプール水温高の信号により自動的に生成される起動信号５４によりアイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）と、格納容器ベント設備と、残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）のサプレッションプール冷却モードの起動がより確実となり、これらで構成される原子炉除熱システムに対する信頼性が向上する。
【００９０】
又、図３のように、アイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）を、図１の電動弁７ａ，７ｂ，７ｃ，７ｄ，７ｅ，７ｆと配管６２を省略し、その代わりに配管９の途中に各隔離弁７，６４を設け、その他の構成は図１の場合と同じとするようにして構成しても良い。この場合には、通常時には、各隔離弁７，６４を開いておいて主蒸気配管２５内と凝縮器６とを配管９を通じて開通状態とし、アイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）を起動する場合に電動弁８ａ，８ｂ，８ｃを開くようにする。このようにすると、アイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）を起動する前から常時、蒸気の熱と圧力が配管９や凝縮器６や電動弁８ａ，８ｂ，８ｃに加わっているので、アイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）を起動した際に、アイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）の構成機器に加わる熱荷重や圧力変動などのショックを少なくでき、アイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）の損傷を抑制できる。
【００９１】
このように、本発明の実施例によれば、原子力プラントの安全設備に関して、設備の物量を低減しつつ、外部電源が喪失したような事象が発生した場合に、発生が想定される共通原因故障に対し、信頼性を高めることができる。また、原子力プラントの安全設備のうちの静的なシステムであるアイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）及び格納容器ベント設備の多重化を採用して、原子力プラントの安全設備の除熱系統の多重化及び多様化を図った。さらに、その除熱系統に対する自動的な起動を可能として、運転員の負担低減、及び安全設備の信頼性向上を確立した。
【００９２】
【発明の効果】
以上のように、本発明によれば、静的な除熱設備であるアイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）をいずれの区分の電源設備を利用してでも起動させることができるので、動的な除熱設備である残留熱除去系をすべての区分に用意する必要が無くなり、原子力プラントの安全設備の物量を低減できる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の実施例による原子力プラントの安全設備の系統図である。
【図２】図１の安全設備の系統の区分図である。
【図３】図１のアイソレーションコンデンサ系（ＩＣ）の変形例を示す系統図である。
【図４】図１の安全設備の電源系の区分図である。
【図５】図１の安全設備の原子炉除熱システムの制御回路の論理回路図である。
【図６】図５の論理回路の変形例による論理回路図である。
【図７】図５の論理回路の他の変形例による論理回路図である。
【図８】図５の論理回路のさらに他の変形例による論理回路図である。
【符号の説明】
１…原子炉格納容器、２…原子炉圧力容器、３…炉心、４…サプレッションプール、５…外部プール、６…凝縮器、７ａ〜７ｆ，８ａ〜８ｃ，１２ａ〜１２ｆ，１５ａ，１５ｂ，２１ａ〜２１ｊ，２４ａ…電動弁、９，１１，１３，１６，２０ａ，２０ｂ，２３，３４，３５，５９，６０，６２，６３，６７…配管、
１０，１９ａ，１９ｂ…熱交換器、１４…ポンプ、１７…主蒸気逃し安全弁、
１８ａ，１８ｂ，２２…電動ポンプ、２５…主蒸気配管、２６…給水配管、３７，３８，３９…非常用ディーゼル発電機、４０，４１，４２…蓄電池、５０…原子炉水位低信号、５１…格納容器圧力高信号、５２…サプレッションプール水温高信号、５３…手動起動信号、５４…起動信号、５６…排気筒、５７…ドライウェル、５８…ウエットウェル、６５ａ，６５ｂ，６５ｃ…原子炉除熱システム制御回路。

Claims (6)

1. 原子炉格納容器と、
   前記原子炉格納容器内に格納された原子炉圧力容器と、
   前記原子炉圧力容器に接続された主蒸気配管と、
   前記原子炉圧力容器に接続された給水配管と、
   複数の区分に分離独立していて、前記原子炉圧力容器内へ水を注水する複数の注水系統及び複数の区分中において二つの区分に前記原子炉圧力容器を除熱する系統と、
   前記区分ごとに分離独立していて、前記注水系統内の機器に電力を供給する複数の電源設備と、
   前記主蒸気配管から第１配管を経由して凝縮器内に受け入れた蒸気を前記凝縮器で凝縮し、凝縮した水を前記給水配管へ第２の配管を通じて戻すアイソレーションコンデンサ系統と、
   前記第１配管と前記第２配管の少なくとも一方の配管に、その配管内の流れを断続自在に制御する第１電動弁とを有し、
   前記第１電動弁への給電源を前記複数の電源設備としてある原子炉の安全設備。
2. 請求項１において、前記第１電動弁が複数弁並列にして少なくとも前記一方の配管に装備され、前記区分ごとに前記電源設備として蓄電池を備え、前記原子炉圧力容器を除熱する系統を有する二つの区分以外の一区分に属する前記蓄電池が他区分の前記蓄電池の形式と相異する形式である原子炉の安全設備。
3. 請求項１又は請求項２において、原子炉格納容器の外側に配備されたプールと、前記プールの水位以下の領域と前記原子炉格納容器内の気相領域とを接続する第３配管と、前記第３配管に装備されて前記第３配管内の流れの断続を成す第２電動弁と、前記原子炉格納容器内に設けられた圧力抑制室の気相領域と前記原子炉格納容器の外界とを連通する第４配管と、前記第４配管に前記第４配管内の流れの断続を成す第３電動弁とを有する原子炉格納容器ベント設備を備えた原子炉の安全設備。
4. 請求項３において、前記原子炉格納容器ベント設備は前記第２電動弁の制御手段として、原子炉格納容器内の圧力が予め設定した条件で前記第２電動弁を開く制御を成す構成を備えている原子炉の安全設備。
5. 請求項１又は請求項２又は請求項３において、前記原子炉格納容器内に設けられた圧力抑制室のプール内と前記原子炉圧力容器内とを連通する第５配管と、前記第５配管に装備されて前記第５配管内の水を駆動するポンプと前記第５配管に装備されて前記水を冷却する熱交換器と、前記第５配管に装備されて前記第５配管内の流れの断続を成す第４電動弁とを有する残留熱除去系統と、
   前記第１電動弁と前記第３電動弁と前記第４電動弁とを、前記原子炉圧力容器内の水位が予め設定した水位を確保されていること、前記原子炉格納容器内の圧力が予め設定した高圧であること、前記圧力抑制室のプールの水温が予め設定した高温であること、を条件に開く制御装置を備え、
   前記制御装置には、手動で前記第１電動弁と前記第３電動弁と前記第４電動弁とを開く構成を備えている原子炉の安全設備。
6. 請求項５において、前記予め設定した高圧は、原子炉が運用される前記原子炉格納容器内の設定圧力のうち最も高いものとし、前記予め設定した高温は、原子炉が運用される前記プールの設定水温のうち最も高いものとした原子炉の安全設備。

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