JP2005181238A - 沸騰水型原子力発電プラントにおける使用済燃料貯蔵設備 - Google Patents

Abstract

【課題】
沸騰水型原子力発電プラントにおける使用済燃料の貯蔵施設に関し、貯蔵中の核燃料の臨界事故を確実に防止して安全な貯蔵施設とする。
【解決手段】
沸騰水型原子力発電プラントの使用済燃料貯蔵プール１の水面４５上方に複数個の散布ノズル８４を配備し、その散布ノズル８４に原子炉圧力容器１００へほう酸水を注入するほう酸水注入系を配管８１と開閉弁８２，８３を介して接続し、使用済燃料貯蔵プール１内のラック４６に収納されていた核燃料の核反応が臨界に達しようとした場合に、ほう酸水注入系のポンプ５７，５８を作動させ、開閉弁５５，５６，５７，５８，６１，６２，８２，８３を開くことでほう酸水貯蔵タンク５１内のほう酸水を散布ノズル８４から使用済燃料貯蔵プール内に偏在無く広角に散布し、そのほう酸水で核反応を抑制する。
【選択図】図２

Description

本発明は、沸騰水型原子力発電プラント内で使用済燃料を安全に貯蔵する設備に関する。

原子力発電プラントには、大別して、沸騰水型原子力発電プラントと加圧水型原子力発電プラントが存在している。加圧水型原子力発電プラントには加圧水型原子炉が採用され、その加圧水型原子炉は通常運転時において原子炉容器内にほう酸の濃度を調整したほう酸水を注入して出力が調整される。そのため、加圧水型原子炉の原子炉容器内の核燃料はほう酸水に浸されている。

その加圧水型原子炉の核燃料を原子炉容器から取出して使用済燃料貯蔵プールに水中移動させて貯蔵する際に、原子炉容器内と使用済燃料貯蔵プールは連通されるので、使用済燃料貯蔵プールのプール水もほう酸水とされ、そのほう酸水に浸されて貯蔵されることになる。

このような、加圧水型原子力発電プラントでの使用済燃料貯蔵プールは、ほう素濃度約２,７００ppmのほう酸水で満たし、定期的にほう素濃度を分析し、貯蔵中の核燃料が十分な未臨界性を確保できるようにしている（例えば、非特許文献２，３参照）。

その一方、沸騰水型原子力発電プラントは、沸騰水型原子炉が採用され、その沸騰水型原子炉は通常運転時において原子炉容器内の炉心への制御棒の挿入度合いと原子炉再循環ポンプによる炉心流量を調整して出力が調整される。そのため、通常運転時には沸騰水型原子炉の原子炉容器内の核燃料はほう酸水に浸されることは無く、軽水で浸されている。

その沸騰水型原子炉の核燃料を原子炉容器から取出して水中移動させてプールゲートを通過させて使用済燃料貯蔵プール内に貯蔵する際に、原子炉容器内と使用済燃料貯蔵プールは連通されるので、使用済燃料貯蔵プールのプール水も水とされ、その水に浸されて貯蔵されることになる。その使用済燃料貯蔵プールはステンレスのライナ張りとなっていて、使用済核燃料はプール底に固定された使用済燃料貯蔵ラックに収納される。使用済燃料貯蔵プール内の核燃料の収納配列は、未臨界となるように設計されている（例えば、非特許文献１，３参照）。

また、沸騰水型原子力発電プラントの使用済燃料貯蔵プールには、その使用済燃料貯蔵プールの水を浄化し冷却するプール冷却浄化系が装備されている。その上、沸騰水型原子力発電プラントには、制御棒による原子炉の制御が困難な場合にほう酸水を原子炉圧力容器内に注入して核燃料をほう酸水に浸し、核燃料の未臨界状態を維持させるようにするほう酸水注入系を備えている。

また、使用済燃料貯蔵プールの中にある、使用済燃料貯蔵ラックの材料にほう素を混合することにより、その使用済燃料貯蔵ラックの中性子吸収能力を高める技術が知られている（例えば、特許文献１参照）。

特開平７−２４８３９９号公報 「志賀原子力発電所 原子炉設置変更許可申請書（２号原子炉の増設）」 北陸電力株式会社 平成９年５月 ８−９−２ 設計方針 （１）未臨界性 「伊方発電所 原子炉設置変更許可申請書（３号炉完本）」 四国電力株式会社 平成８年７月 ８−６−２９ 設計方針 実務テキストＮo.１「軽水炉発電所のあらまし」（改訂版） （財）原子力安全研究協会 平成４年１０月発行 第３３頁，第９３頁，第９４頁，第１２３頁−第１２５頁，第１３７頁，第１３９頁，第１７１頁

従来、沸騰水型原子力発電プラントにおいては、使用済燃料貯蔵プール内の水をプール水冷却浄化系で冷却・浄化して使用済燃料貯蔵プール内で核燃料が発する熱を除去している。そして、使用済燃料貯蔵プール内で使用済燃料は使用済燃料貯蔵ラックにより、核燃料が未臨界となるような間隔が保たれ、かつ使用済燃料貯蔵プール内の水により放射線の遮へいが十分に行われていることから、加圧水型原子力発電プラントのように、使用済燃料から発生する中性子を吸収するほう酸は冷却水中に添加していない。

このような沸騰水型原子力発電プラントの使用済燃料貯蔵プール内で、使用済燃料貯蔵ラック中の核燃料や使用済燃料貯蔵ラックに、航空機の墜落などにより、設計上考えられる範囲では起こり得ないほどの大きな力が加わった場合や、作業員の手順の不遵守などによる重大な操作誤りがあった場合、使用済燃料貯蔵ラックや貯蔵している核燃料が損傷に至り、臨界量以上の核燃料物質が使用済燃料貯蔵燃料プール内で一箇所に集まり、結果として集まった核燃料物質により核反応が起こる臨界事故に至る可能性は限りなく低いものであり、現状の設備で十分安全なものである。

しかし、使用済燃料貯蔵プールでの過酷な事象による臨界事故を防止する設備を備えることで、工学的な安全以上の安心を担保するという立場で考えた時、沸騰水型原子力発電プラントにおいても使用済燃料貯蔵プール中に、臨界事故を防止するという観点で緊急時に速やかに偏在無くほう酸水を使用済燃料貯蔵プールに注入できる設備を備えることが好ましい。

したがって、本発明の目的は、沸騰水型原子力発電プラントの使用済燃料貯蔵プール内に使用済燃料を安全に貯蔵する使用済燃料貯蔵設備を提供することにある。

本発明の目的を達成するための一手段は、使用済燃料貯蔵プールと、前記使用済燃料貯蔵プールに散水する散水設備と、前記散水設備にほう酸水を供給するほう酸水供給設備と、前記ほう酸水供給設備に設けられ、前記散水設備への前記ほう酸水の供給及び停止を行う開閉弁とを備えた沸騰水型原子力発電プラントにおける使用済燃料貯蔵設備である。

本発明によれば、沸騰水型原子力発電プラントの使用済燃料貯蔵プール内で使用済燃料が臨界状態或いは臨界状態を引き起こす条件が発生した際、使用済燃料貯蔵プール内にほう酸水を散水状態で偏在無く注入し、そのほう酸水で臨界状態に成ろうとすることを抑制して、安全に使用済燃料を貯蔵することができる。

沸騰水型原子力発電プラントの使用済燃料貯蔵プール１と、前記使用済燃料貯蔵プール１のプール水面４５下と成る位置に装備された使用済燃料貯蔵ラック４６と、前記使用済燃料貯蔵プール１のプール水の水面４５上に散水する複数の散布ノズル８４と、前記散布ノズル８４に、ほう酸を含む水、即ちほう酸水を配管８１を通じて供給するほう酸水注入系とを備えている。

このような使用済燃料の貯蔵設備にあっては、使用済燃料貯蔵プール１内の使用済の核燃料の反応が臨界状態乃至は臨界状態へ推移していく状態になった場合には、ほう酸水注入系から配管８１を通じてほう酸水が散水ノズル８４に供給され、そのほう酸水は散水ノズル８４から使用済燃料貯蔵プール１のプール水面４５へ広角に散水され、偏在無くほう酸水が使用済燃料貯蔵プール１内に注水される。使用済燃料貯蔵プール１内に注水されたほう酸水には中性子吸収体であるほう酸が含まれているので、使用済燃料貯蔵プール１で多くの中性子は吸収されて使用済燃料の臨界状態や臨界状態への移行を阻止でき、安全な使用済の核燃料の貯蔵状態が維持できる。

沸騰水型原子力発電プラントの原子炉建屋内には、原子炉格納容器が他の区画と隔離して建設されている。その原子炉格納容器内には、軽水が入れられた原子炉圧力容器１００が格納されている。その原子炉圧力容器１００内には核燃料が装荷されている炉心が設置されているので、沸騰水型原子力発電プラントの運転時には、炉心で軽水が加熱されて蒸気とされ、図示していない配管を経由してタービン発電機へ駆動蒸気として供給される。

原子炉格納容器の上方で、原子炉建屋内には、図１のように、原子炉ウエル９と使用済燃料貯蔵プール１（以下、単に燃料プール１と称する。）と蒸気乾燥器・気水分離器ピット１０が設けられている。その原子炉ウエル９は、原子炉圧力容器１００の上蓋を開けると、原子炉圧力容器１００内とつながる。原子炉ウエル９と燃料プール１と蒸気乾燥器・気水分離器ピット１０ともに水を入れてプールとすることのできる構成となっている。

その原子炉ウエル９と燃料プール１とは普段は燃料プールゲートを介して水密に隔てられている。その燃料プールゲートを原子炉ウエル９と燃料プール１との間から外すと原子炉ウエル９と燃料プール１とが連通する状態となる。

その燃料プール１内には、燃料プール１の底に使用済燃料貯蔵ラック４６（以下、単にラック４６と称する。）が設置されている。そのラック４６は、燃料プール１の水面４５下に存在し、ラック４６上端からその水面４５との上下間隔（水面４５からラック上端までの水深）は、ラック４６内に貯蔵された使用済の核燃料から発せられる放射線を十分に遮蔽できる水深とされる。

燃料プール１には、燃料プール１からオーバーフローしてきたプール水を受け入れるスキマサージタンク２，３が接続されている。そのスキマサージタンク２，３には、燃料プール冷却浄化系（以下、ＦＰＣ系とも言う。）が接続されている。そのＦＰＣ系の系統構成は以下のとおりである。

即ち、スキマサージタンク２，３には開閉弁４４，３０，３１を介してポンプ４，５の吸込口が配管で接続され、そのポンプ４，５の吐出口には逆止弁１１，１２と開閉弁１３，１４，１５，１６とを介してろ過脱塩器６の入口が配管３９で接続される。そのろ過脱塩器６と並列に配置された開閉弁１８，１９がそのろ過脱塩器６の入口側から出口側へバイパスする配管４７，４８，４９の途中に設けられる。そのろ過脱塩器６の出口には、熱交換器７，８の一次流体入口、即ち熱交換器の伝熱管内に通じる高温流体入口、との間で開閉弁２０，２１を介して配管４０で接続される。その熱交換器７，８の一次流体出口、即ち熱交換器７，８の伝熱管内に通じる流体出口には、燃料プール１の水面４５下と逆止弁２４，２５及び開閉弁２２，２３を介して配管４１で接続される。その熱交換器７，８の二次流体入口側及び出口側、即ち熱交換器７，８の伝熱管外の胴側内に通じる低温流体入口及び出口には、一次側流体と熱交換させる冷却水を熱交換器７，８に出入りさせる原子炉補機冷却系（以下、ＲＣＷとも言う。）の配管が開閉弁３２，３３，３４，３５を介して接続されている。

尚、残留熱除去系（以下、ＲＨＲとも言う。）がＦＰＣ系に配管４２，４３で開閉弁
３６，３８や逆止弁３７を介して接続されている。そのＲＨＲはＦＰＣ系の熱交換器７，８が休止状態又はその熱交換器７，８では十分に冷却できない場合に、ＲＨＲで燃料プール１のプール水を冷却するためのＦＰＣ系のバックアップとして用いられる。これら、
ＲＣＷやＲＨＲは原子力発電プラントに既存設備として装備されている。

一方、沸騰水型原子力発電プラントには、炉心内の核燃料の核反応を制御棒で制御できなくなった場合に、原子炉圧力容器１００内へほう酸水を注入するほう酸水注入系（以下、単にＳＬＣ系とも言う。）が装備されている。そのＳＬＣ系は以下の系統構成を備えている。

即ち、原子炉格納容器外の原子炉建屋内には、ほう酸水が貯蔵されているほう酸水貯蔵タンク５１が設置されている。そのほう酸水貯蔵タンク５１には、開閉弁５５，５６，
５７，５８を介してポンプ５２，５３の吸込口が接続され、そのポンプ５２，５３の吐出口は逆止弁５９，６０と開閉弁６１，６２を介して配管７２が接続される。その配管７２には更に開閉弁６３，６４と逆止弁６５，６６とを介して配管７３の一端が接続され、その配管７３の他端は高圧炉心注水系の逆止弁６８と開閉弁６７との間の配管に接続されている。この高圧炉心注水系は原子炉圧力容器１００に接続されている非常用炉心冷却系の一系統で、非常時の炉心冷却のために原子炉圧力容器１００内に冷却水を注入するものである。また、ＳＬＣ系には配管７２から分岐した配管７４で開閉弁７０，７１を介して接続されたテストタンク５４を備えている。このテストタンク５４内の水は、ＳＬＣ系の試験時に、ポンプ５２，５３でテストタンク内の液体を配管７４を通じて循環させることができる。

ＳＬＣ系の配管７２には配管８１の一端が接続され、配管８１の他端は散水設備として採用した複数の散布ノズル８４に接続されている。その配管８１の途中には、開閉弁８２，８３が設置されている。散布ノズル８４は広角に液体を散布できる機能を有し、燃料プール１の水面４５よりも上に散布方向を燃料プール１の水面４５に向けて配備されている。それら複数個の散布ノズル８４の配置は、散布ノズル８４から散布されたほう酸水が燃料プール１の水面４５下に偏在無く行き渡るように配慮して設定されている。少なくとも散布されたほう酸水が燃料プール１内のラック４６の内側に偏在無く行き渡るように配慮して複数個の散布ノズル８４の配置が設定される。

このような沸騰水型原子力発電プラントにおいて、使用済の核燃料を炉心から燃料プール１に移して貯蔵する場合には、先ず、原子炉ウエル９に水を張って、原子炉圧力容器
１００の上蓋を開ける。その後に、原子炉建屋内の天井クレーンで燃料プールゲートを吊り上げて燃料プール１と原子炉ウエル９との間から撤去する。このようにすると、燃料プールゲートの撤去跡に水路が形成されて燃料プール１と原子炉ウエル９との間がその水路でつながる。

その後に、原子炉建屋内の燃料交換機で原子炉圧力容器１００内の炉心から使用済の核燃料を引き上げ、燃料交換機の走行移動によって燃料プールゲートの撤去跡の水路を通過させて燃料プール１に移動させ、燃料プール１内のラック４６内に吊り降ろす。この間、燃料交換機で吊った核燃料は原子炉ウエルや燃料プール１や水路の水面から上には露出させず、移動中の核燃料からの放射線は水遮蔽効果によって放射線遮蔽が十分にはかられる。このような核燃料の移送とラック４６への貯蔵とが済んだなら、燃料交換機は次の核燃料を貯蔵するために同様な行為を繰り返して実施する。

ラック４６に収納された状態で貯蔵されている核燃料は、まだ核反応する能力が残存しているので、燃料プール１内のプール水を加熱する。そのため核燃料で加熱された燃料プール１内のプール水は上昇してスキマサージタンク２，３内に流入する。スキマサージタンク２，３内に流入したプール水は、各開閉弁４４，３０，３１，１３，１４，１５，
１６，１７，２０，２１，２２，２３，２６，２７が開かれ各開閉弁３８，１８，１９，３６が閉じられている状態なので、ポンプ４，５を作動させると、ろ過脱塩器６に配管
３９を通じて圧送され、そのろ過脱塩器６で浄化される。

ろ過脱塩器６で浄化されたプール水は一次側流体（高温流体）として熱交換器７，８に入り、熱交換器７，８内の伝熱管内を流れ、熱交換器７，８の一次側流体出口から配管
４１内に流出する。その熱交換器７，８の二次側流体入口には、開閉弁３２，３３，３４，３５が開かれているので、ＲＣＷから供給されてくる冷却水が入り、熱交換器７，８内の伝熱管の管外、即ち熱交換器７，８の胴内に入る。このＲＣＷから供給されてくる冷却水はプール水よりも低温であるので、熱交換器７，８の伝熱管内を流れるプール水は伝熱管の管外側を流れる冷却水と熱交換して冷却される。一方、その熱交換で昇温したＲＣＷの冷却水は熱交換器７，８の二次側流体の出口から排出されてＲＣＷに戻され、再度冷却されて使用される。

このように熱交換器７，８で冷却されたプール水は配管４１を通じて燃料プール１内の底近くに吐出されて戻される。冷却されたプール水が燃料プール１に戻されると、その冷却後のプール水はラック４６内の核燃料から熱を奪って上昇し、スキマサージタンク２，３内に再度入る。このようにして、燃料プール１のプール水はＦＰＣ系によって循環させられて浄化と冷却とを受ける。したがって、燃料プール１内のプール水は水質と水温が適切に維持される機能をＦＰＣ系が提供している。

このようなＦＰＣ系の機能は原子炉圧力容器１００の上蓋が閉じられて原子炉ウエル９内の水が抜かれ、更には燃料プールゲートが燃料プール１と原子炉ウエル９との間に再度設置されて両者の連通が遮断された後においても継続される。即ち、沸騰水型原子力発電プラントが稼働した後においてもＦＰＣ系は作動して燃料プール１のプール水の水温と水質が適切に維持される。尚、ＦＰＣ系単独ではプール水の温度を適切に低下できないようであれば、開閉弁３６，３８を開いてスキマサージタンク２，３内のプール水をスキマサージタンク２，３からＲＨＲ系に入れてＲＨＲ系によってもプール水を冷却して配管４２へ冷却後のプール水を戻して燃料プール１内に戻し入れるようにする。

燃料プール１に貯蔵された核燃料の核反応が十分安全な未臨界状態である場合には、開閉弁８２，８３を閉じてＳＬＣ系からほう酸水を散布ノズルが受け無いようにする。制御棒による炉心内の核燃料の核反応度を制御できない状態の場合には、原子炉圧力容器100内にほう酸水を注入せざる得ないが、その場合には、開閉弁８２，８３を閉じ、開閉弁
５５，５６，５７，５８，６１，６２，６３，６４，６７を開いた状態でポンプ５２，
５３を作動させることによりＳＬＣ系を作動させる。ＳＬＣ系が作動すると、ほう酸水貯蔵タンク５１内のほう酸水がポンプ５２，５３によって配管７２，７３を通じて原子炉圧力容器１００内に注入され、原子炉圧力容器１００内の核燃料の核反応がほう酸水に含まれるほう酸によって抑制されて安全な状態となる。

また、次のような場合にもＳＬＣ系が作動させられる。即ち、使用済の核燃料は燃料プール１内のラック４６に収納することによって、隣接し合う核燃料間の間隔を核燃料の核反応が臨界状態となることを防止できる間隔に維持している。しかし、何等かの外部からの衝撃でラック４６が破損した場合や核燃料が崩れて核燃料が部分的に集まってしまった場合などにおいては、燃料プール１内で貯蔵していた核燃料同士の間隔が適切に保てずに接近し合う場合が想定される。そのような場合には、燃料プール１内で貯蔵していた核燃料の核反応が増して臨界状態に達しようとする。

このような場合には、図２のように、開閉弁５５，５６，５７，５８，６１，６２，
８２，８３を開き、開閉弁６３，６４，６９，７０，７１を閉じた状態にして、ポンプ
５２，５３を作動させる。そのポンプ５２，５３が作動すると、ほう酸水貯蔵タンク５１内のほう酸水がポンプ５２，５３によって配管８１内に圧送される。配管８１内に圧送されたほう酸水は、複数の各散布ノズル８４に供給され、各散布ノズル８４から燃料プール１のプール水の水面４５に広角に散水される。そのため、散水されたほう酸水は、燃料プール１内のプール水に偏在することなく混ざって燃料プール１内におけるほう酸濃度の偏在が生じないようにほう酸水を燃料プール１内に行き渡らせることができる。このように成ると、ほう酸水に含まれているほう酸が中性子を吸収して燃料プール１内の核燃料の核反応を抑制する。そのため、核燃料の核反応の臨界状態が回避できる。

ほう酸水が燃料プール１内に散布された場合には、ＦＰＣ系については図１の状態から図２の状態のように、ＦＰＣ系の開閉弁１５，１７は閉じられ、開閉弁１８，１９が開かれ、その他の状態は変化させない。そのため、燃料プール１からスキマサージタンク２，３内にプール水に同伴されて流入したほう酸水は、ポンプ４，５で配管３９からろ過脱塩器６をバイパスして配管４０に送られ、熱交換器７，８で冷却された後に配管４１を通じて燃料プール１内に戻される。このように燃料プール１内に戻されたほう酸水は配管４１から燃料プール１内に吐出された勢いで攪拌されて偏在無くプール水に混在してゆく。このようにしてＦＰＣ系に流入してきたほう酸水中のほう酸をろ過脱塩器６で濾過して取り除くことを避け、ＦＰＣ系に流入してきたほう酸を燃料プール１内に戻し入れている。以上が第１実施例である。

このような第１実施例では、ほう酸水貯蔵タンク５１内のほう酸水とＳＬＣ系を燃料プール１内にほう酸水を散布する手段として流用しているが、ＳＬＣ系の機能を原子炉圧力容器１００内へのほう酸水の注入に限定することで、いつでも十分なほう酸水量を原子炉圧力容器１００内に注入できる状態を維持させておきたい場合には、ほう酸水源をＳＬＣ系のほう酸水貯蔵タンク５１から独立させた新たなほう酸水の燃料プール１内への散水系統を構築する必要がある。

以下の第２実施例は、図３に示すように、新たなほう酸水の燃料プール１内への散水系統を有する。第２実施例では、燃料プール１に付属するＦＰＣ系や沸騰水型原子力発電プラントの内容は記述の第１実施例と同じであるので新たなほう酸水の燃料プール１内への散水系統を主体に説明する。燃料プール１の水面４５より上方に配備された複数の各散布ノズル８４は、その散布ノズル８４より高所に設置してあるほう酸水貯蔵タンク８０に配管８１を通じて連通されている。その配管８１の途中には開閉弁８２，８３が設置されている。このようにして、第２実施例では、複数の各散布ノズル８４のＳＬＣ系との接続関係は一切存在していない。

このような第２実施例では、燃料プール１内の核燃料の核反応を抑えて核燃料による臨界事故を防止する場合、通常時は閉じられている開閉弁８２，８３を開く。開閉弁８２，８３が開かれると、ほう酸水貯蔵タンク８０内のほう酸水が配管８１を通じて散布ノズル８４へ水頭差を利用して供給される。このように散布ノズル８４に供給されてきたほう酸水は、散布ノズル８４から広角に燃料プール１の水面４５に散布され、偏在無く燃料プール１のプール水に混在する。そのため、燃料プール１のプール水中にほう酸水が行き渡り、ほう酸濃度が偏在無く迅速に均一化される。

そのため、燃料プール１内での核燃料の核反応が迅速に抑制され、臨界事故に至ることを防止できる。このような第２実施例では、ほう酸水を燃料プール１内に散布する際にポンプを用いないので、ポンプの不作動による注入失敗が無い。ほう酸水を燃料プール１内に散布した後には、第１実施例と同様に開閉弁１８，１９を開いて開閉弁１５，１７を閉じることによってＦＰＣ系に流入してきたほう酸を燃料プール１に戻し入れる。

燃料プール１にほう酸水を散布する圧力を水頭差だけでは得られないような機器配置状況下においては、図４に示す第３実施例によるほう酸水の燃料プール１内への散水系統を設ける。第３実施例では、燃料プール１に付属するＦＰＣ系や沸騰水型原子力発電プラントの内容は記述の第１実施例と同じであるので新たなほう酸水の燃料プール１内への散水系統を主体に説明する。

即ち、燃料プール１の水面４５より上方に配備された複数の各散布ノズル８４は、ほう酸水貯蔵タンク８０に配管８１を通じて連通されている。その配管８１の途中には開閉弁８２，８３とポンプ８５が設置されている。このようにして、第３実施例では、複数の各散布ノズル８４のＳＬＣ系との接続関係は一切存在していない。

このような第３実施例では、燃料プール１内の核燃料の核反応を抑えて核燃料による臨界事故を防止する場合、通常時は閉じられている開閉弁８２，８３を開き、ポンプ８５を作動させる。開閉弁８２，８３が開かれた状態でポンプ８５が作動すると、ほう酸水貯蔵タンク８０内のほう酸水が配管８１を通じて散布ノズル８４へポンプ８５で圧送される。このようにして散布ノズル８４に圧送されてきたほう酸水は、散布ノズル８４から広角に燃料プール１の水面４５に散布され、偏在無く燃料プール１のプール水に混在する。そのため、燃料プール１のプール水中にほう酸水が行き渡り、ほう酸濃度が偏在無く迅速に均一化される。

そのため、燃料プール１内での核燃料の核反応が迅速に抑制され、臨界事故に至ることを防止できる。このような第３実施例では、ほう酸水を燃料プール１内に散布する際にポンプ８５を用いるので、配管の経路が長くても、ほう酸水貯蔵タンクと散布ノズル８４との配置が如何様であってもよい。この第３実施例においても、ほう酸水を燃料プール１内に散布した後には、第１実施例と同様に開閉弁１８，１９を開いて開閉弁１５，１７を閉じることによってＦＰＣ系に流入してきたほう酸は燃料プール１に戻し入れる。

本発明は、沸騰水型原子力発電プラントにおける使用済の核燃料の貯蔵施設に利用され、使用済燃料貯蔵プールに貯蔵したか核燃料の臨界事故を防止する用途に採用される。

本発明の第１実施例によるＦＰＣ系とＳＬＣ系と燃料プールへのほう酸水の散布系統との系統構成図であって、燃料プールへほう酸水を散布していない状態の図である。 本発明の第１実施例によるＦＰＣ系とＳＬＣ系と燃料プールへのほう酸水の散布系統との系統構成図であって、燃料プールへほう酸水を散布している状態の図である。 本発明の第２実施例によるＦＰＣ系と燃料プール１へのほう酸水の散布系統との系統構成図であって、燃料プールへほう酸水を散布している状態の図である。 本発明の第３実施例によるＦＰＣ系と燃料プールへのほう酸水の散布系統との系統構成図であって、燃料プールへほう酸水を散布している状態の図である。

符号の説明

１…使用済燃料貯蔵プール、２，３…スキマサージタンク、４，５，５２，５３，８５…ポンプ、６…ろ過脱塩器、７，８…熱交換器、９…原子炉ウエル、１０…蒸気乾燥器・気水分離器ピット、１１，１２，２４，２５，２８，２９，３７，５９，６０，６５，
６６，６８…逆止弁、１３，１４，１５，１６，１７，１８，１９，２０，２１，２２，２３，２６，２７，３０，３１，３２，３３，３４，３５，３６，３８，４４，５５，
５６，５７，５８，６１，６２，６３，６４，６７，８２，８３…開閉弁、３９，４０，４１，４２，４３，７２，７３，７４，８１…配管、４６…使用済燃料貯蔵ラック、５１，８０…ほう酸水貯蔵タンク、５４…テストタンク、８４…散布ノズル。

Claims (4)

1. 使用済燃料貯蔵プールと、
   前記使用済燃料貯蔵プールに散水する散水設備と、
   前記散水設備にほう酸水を供給するほう酸水供給設備と、
   前記ほう酸水供給設備に設けられ、前記散水設備への前記ほう酸水の供給及び停止を行う開閉弁と、
   を備えた沸騰水型原子力発電プラントにおける使用済燃料貯蔵設備。
2. 請求項１において、前記ほう散水供給設備は、
   原子炉圧力容器内へほう酸水を注入するほう酸水注入系及び前記散水設備に接続され前記ほう酸水を導く配管と、
   前記配管に設けた前記開閉弁と、
   を有する沸騰水型原子力発電プラントにおける使用済燃料貯蔵設備。
3. 請求項１において、前記ほう酸水供給設備は、
   前記散水設備よりも高所に設置されて前記ほう酸水が貯蔵される容器と、
   前記容器から前記散水設備へ前記ほう酸水を導く配管と、
   前記配管に設けた前記開閉弁と、
   を有する沸騰水型原子力発電プラントにおける使用済燃料貯蔵設備。
4. 請求項１において、前記ほう酸水供給設備は、
   前記ほう酸水が貯蔵される容器と、
   前記容器から前記散水設備へ前記ほう酸水を導く配管と、
   前記配管に設けた前記開閉弁と、
   前記配管に設けられ、前記ほう酸水を加圧するポンプと、
   を備えた沸騰水型原子力発電プラントにおける使用済燃料貯蔵設備。
   
   

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