JP2006138680A - 非常用炉心冷却系 - Google Patents

Abstract

【課題】次世代のＢＷＲプラントに最適な静的安全系と動的ＥＣＣＳを合わせ持つハイブリッド安全系を、最もシンプルで、かつ高信頼度を得ることができる非常用炉心冷却系を提供する。
【解決手段】
動的非常用炉心冷却系の安全区分を２区分で構成し、各安全区分はそれぞれ２系統の低圧炉心冷却系を有するものとする。第１の安全区分には、低圧炉心冷却系および残留熱除去系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）を２系統設置する。第２の安全区分にも、同じく低圧炉心冷却系として、ＬＰＦＬ／ＲＨＲを２系統設置する。非常用電源として、いずれの安全区分においてもＤＧ５を設置する。
【選択図】 図１

Description

本発明は沸騰水型原子力発電設備（ＢＷＲ）の非常用炉心冷却系に関する。

従来の沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）の中で最新のものに、新型改良型ＢＷＲ（ＡＢＷＲ）が知られている。このＡＢＷＲの非常用炉心冷却系は機能達成に必要な補助系を含めた独立した３つの範囲、すなわち３区分構成とされており、それ以前の２区分構成しか持たない非常用炉心冷却系よりも大幅に安全性を強化することに成功したものである。

このＡＢＷＲの非常用炉心冷却系の概要について、図９および図１０を参照して説明する。図９において、３区分からなる非常用炉心冷却系は、各安全区分に低圧炉心冷却系（ＬＰＦＬ）１、残留熱除去系（ＲＨＲ）２、原子炉補機冷却系（ＲＣＷ）（図示せず）、原子炉補機海水冷却系（ＲＳＷ）（図示せず）および非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）５を具備し、さらに、第３の安全区分には、原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）７を設置し、第１および第２の安全区分には、高圧炉心冠水系（ＨＰＣＦ）８をそれぞれ設置している。

非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）は一般的に、水源、吸込み配管、ポンプ、注入配管および注入弁によって構成されている。低圧炉心冷却系（ＬＰＦＬ）１は、原子炉の圧力が約１０気圧程度以下の状態の時に水源の冷却水を吸込み、配管および電動ポンプで吸引して、注入配管および注入弁を介して原子炉内に注水するものである。水源としては一般的に、圧力抑制プール（ＳＰ）（図示せず）が用いられる。

残留熱除去系（ＲＨＲ）２は、水源の冷却水を電動ポンプおよび配管により吸引し、残留熱除去系熱交換器（ＲＨＲＨｘ）（図示せず）に通水してこれを冷却し、再び注水配管と注入弁を介して原子炉一次格納容器（ＰＣＶ）（図示せず）内にスプレーすることにより、事故後の原子炉および原子炉一次格納容器の冷却を行うものである。

低圧炉心冷却系（ＬＰＦＬ）１はその冷却水注入先が原子炉であるのに対し、残留熱除去系（ＲＨＲ）２はその冷却水注入先が原子炉一次格納容器（ＰＣＶ）である点のみ異なっていることから、これら低圧炉心冷却系（ＬＰＦＬ）１および残留熱除去系（ＲＨＲ）２は、水源、吸込み配管および電動ポンプを共用することが可能である。両者を共用している場合は便宜的に「ＬＰＦＬ／ＲＨＲ」と記載する。

高圧炉心冠水系（ＨＰＣＦ）８は、原子炉が約７５気圧から１０気圧以下の低圧状態まで吸込み配管および高吐出圧力の電動ポンプで水源の冷却水を吸引し、注入配管および注入弁を介して原子炉内に注水するものである。この水源には、一般的に第一水源として復水貯蔵層（ＣＳＰ）（図示せず）が用いられ、第二水源として圧力抑制プール（ＳＰ）（図示せず）が用いられる。上記のいずれのポンプにも外部電源が喪失した場合であっても動力電源が供給可能なようにＤＧ５が設置されている。

非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）５は、通常の交流電源とは異なり、通常の交流電源が停電により喪失した場合であってもそのバックアップとして自動的に起動して非常用電源を供給するものである。

一方、原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）７は、原子炉の圧力が約７５気圧から約１０気圧の低圧状態まで、吸込み配管と高吐出圧力のタービン駆動ポンプで水源の冷却水を吸引し、注入配管と注入弁を介して原子炉内に注水するものである。この水源には、一般的に第一水源として復水貯蔵層（ＣＳＰ）（図示せず）が用いられ、第二水源として圧力抑制プール（ＳＰ）（図示せず）が用いられる。

また、タービン駆動ポンプの駆動用蒸気には、原子炉で発生する炉蒸気を配管で導いて使用している。これにより、ＲＣＩＣ７は駆動用の電源が全く不要であり、外部電源と非常用電源の両方が喪失した非常に希な全交流電源喪失事象の場合であっても、なお原子炉の冷却が可能であるという優れた性能を有している。

なお、以下において、非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）のうち、図９に示した範囲の系統機器を「フロントライン」と呼ぶ。また、「安全区分」とは、原子力発電所内で安全上想定される万一の火災や溢水に対して物理的な分離壁により区画され、他の区画内で発生した事象の影響が及ばないように設計された安全設計上の空間領域を意味する。

次に、図１０を参照して、原子炉および原子炉一次格納容器内の熱が、どのように冷却されるかについて説明する。

低圧炉心冷却系（ＬＰＦＬ）１と残留熱除去系（ＲＨＲ）２とはポンプを供用しており、原子炉内の炉水もしくは原子炉一次格納容器（ＰＣＶ）内の圧力抑制プール（ＳＰ）水を循環して、ＲＨＲ熱交換器（ＲＨＲ Ｈｘ）１２に通水することにより、原子炉および原子炉一次格納容器（ＰＣＶ）を冷却する機能を有している。

ＲＨＲ熱交換器（ＲＨＲ Ｈｘ）１２に導かれた原子炉および原子炉一次格納容器内の熱は、原子炉補機冷却系（ＲＣＷ）３により冷却され、ＲＣＷ熱交換器（ＲＣＷ Ｈｘ）１３に導かれた熱は、さらに、原子炉補機海水冷却系（ＲＳＷ）４により海水に導かれる。

ＡＢＷＲでは、このように原子炉および原子炉一次格納容器を冷却する非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）が３区分設置されているため、原子炉の冷却に失敗する事故の発生確率をそれまでの炉型よりも大幅に低減できるという利点があった。なお、便宜的に、以下の説明では、原子炉補機冷却系（ＲＣＷ）３と原子炉補機海水冷却系（ＲＳＷ）４を非常用炉心冷却系の「サポートライン」と呼ぶ。

しかし、このように構成されたＡＢＷＲの原子炉冷却系は、最もコスト配分の高いＲＣＷ３の配管が３ループ必要になることから、それ以前の原子炉冷却系に比べてコスト低減を図ることができなかった。

このような問題を解決する目的で、図１１に示すように、原子炉冷却系を２ループ構成とし、フロントラインは４区分構成とするセミ４区分構成の非常用炉心冷却系が提案された（特許文献１参照）。これにより、ＡＢＷＲの完全３区分構成の非常用炉心冷却系に比べて経済性の向上、稼働率の向上、安全性の向上が一段と図られるに至った。この系統構成は、非常用電源が４基あり、内２基は非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）５とし、残り２基は非常用ガスタービン発電機（ＧＴＧ）６としている。該ＧＴＧ６は駆動源にガスタービンを用いているところが前記ＤＧ５と大きく異なっている。ガスタービンは冷却系を別途設置する必要がなく、メンテナンスもオーバーホール以外には不要で、非常に信頼性が高い特性を有している。冷却系が不要で単体で作動可能なため、地震時にも冷却系が故障して作動不能に陥ることがなく、非常電源の中にＧＴＧ６を加えることは多様性の面からもプラントの信頼性を大幅に向上できる効果がある。

しかし、前記セミ４区分の非常用炉心冷却系はフロントラインが４区分構成であるため、フロントラインの系統数が冗漫となっていた。また、非常用電源も大容量のものが４基必要になり、コスト影響と配置影響をもたらしていた。特に、次世代のＢＷＲプラントは安全性をさらに向上させるため、非常用炉心冷却系が全て機能喪失した場合であっても、なおかつ、原子炉一次格納容器の冷却と健全性が維持可能なように、動的な非常用炉心冷却系とは全く独立に静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）を設置する方針である。ＰＣＣＳは、事故時に原子炉一次格納容器（ＰＣＶ）内に放出された炉蒸気を吸入配管でＰＣＶの外部に設置されたＰＣＣＳ熱交換器に導いて冷却し、凝縮水を再び原子炉内に環流し、原子炉の冷却を行う機能を有している。ＰＣＣＳの作動には外部動力を必要とせず、原子炉一次格納容器（ＰＣＶ）内のドライウェルとウェットウェルと呼ばれる二つの分離された区画間の圧力差を利用して、炉蒸気の吸引を継続して行うことが可能ある。ＰＣＣＳ熱交換器により冷却された凝縮水は自重により原子炉内に環流する。従って、凝縮水の環流にも外部動力を必要としない。また、ＰＣＣＳ熱交換器はＰＣＶの上部に設置されたＰＣＣＳプール内に予め貯留された冷却水により事故後３日間の冷却を継続して行うことが可能である。従って、ＰＣＣＳプールへの二次冷却水の確保にも外部動力を必要としない。

このように、ＰＣＣＳ１７は、交流電源のような外部動力源およびこれを使用する駆動力源のポンプ等を全く必要とせずに原子炉および原子炉一次格納容器（ＰＣＶ）の冷却を行うことが可能である。この理由により一般に静的安全系と呼ばれている。これにより、次世代ＢＷＲプラントの多重防護機能は極めて高いレベルに到達可能となった。

さらに最近では、二重格納機能と空冷冷却機能を持ち合わせた画期的な原子炉格納容器が開発され、次世代ＢＷＲプラントの安全性は極めて高いものとなった。すなわち、ＰＣＣＳの冷却プール水源が枯渇した後においても、原子炉格納容器は外気によって自然に冷却が可能となった。この種の次世代の原子炉格納容器は、動的機器や熱交換器を原子炉一次格納容器の下部の機器室に格納するコンパクトな構造を有している。

しかし、従来の動的ＥＣＣＳの系統構成は機器数が多く、このようなコンパクトな格納容器内部に設置する場合に配置上の大きな課題があった。このような状況に鑑みて、ＡＢＷＲおよびセミ４区分の非常用炉心冷却系は、さらなる最適設計の必要性が生じてきた。次世代ＢＷＲプラントに最適なコスト影響と配置影響をさらに低減した最適な非常用炉心冷却系を提供することが喫緊の課題となっていた。

このような課題を解決する目的で、さらに、図１２に示す動的安全系の区分と静的安全系の区分を有した非常用炉心冷却系が開発されている。この開発された技術では、一つの安全区分に高圧炉心冷却系と低圧炉心冷却系を具備し、この動的安全系からなる安全区分を全体で２つ有している。さらに第３の安全区分に静的安全系としてアイソレーション・コンデンサ（ＩＣ）１６と前記ＰＣＣＳ１７を保有することにより全体で動的安全性と静的安全性を兼ね合わせたハイブリッドな安全性が得られ、なおかつ、簡素で合理的な設計を実現可能となる優れた特性を有しており、ハイブリッドＥＣＣＳと呼んでいる。

前記ＩＣ１６は原子炉の蒸気を直接吸引配管で導出し、これをＩＣ熱交換器（図示せず）に導き冷却する。冷却された蒸気は全量凝縮水となり重力により原子炉内に戻り配管を経て環流せしめる機能を有している。ＩＣ熱交換器の二次側は約３日分の冷却水が常時確保されたＩＣ冷却プール（図示せず）が設置されており、冷却水の補給も直ちには不要となっている。従って、前記ＩＣ１６の冷却機能の実施には外部動力源および駆動源を必要としない構造を有しており、やはり静的安全系に分類されている。
特開２０００−２７５３８０号公報

しかし、該ハイブリッドＥＣＣＳは非常用電源の数がＡＢＷＲと比べて３基から２基に低減しており、プラント全体の非常用電源の負荷を２基の非常用電源でまかなうため、極めて大容量の非常用電源が必要になるという問題があった。

単純に計算すると、非常用電源の数が３基から２基に低減しているため、逆に、１基当りの容量は１．５倍と大きくなってしまう。

また、ＡＢＷＲ以降の次世代ＢＷＲでは１５０万ＫＷｅ以上というプラント出力の大型化を目指しているため、非常用電源の負荷も大容量化するという傾向があった。非常用電源が大型化すると、起動時の信頼性に問題が生じ、プラントの外部電源喪失事象に対する信頼性が低減するという問題があった。

また、動的な安全系が２区分しかないため、プラント運転中に、これらのシステムを待機除外にして保守点検を実施することが不可能であった。そのため、これらの安全系の保守点検はプラント停止中に実施する必要があり、これによりプラントの稼働率が低下するおそれがあった。

次世代炉の開発にあたっては、これらの非常用電源の信頼性確保と動的安全系のプラント運転中の保守点検を可能にするということが是非とも必要であり、これらがさらなる課題となっていた。

さらに、従来のハイブリッドＥＣＣＳには高圧炉心冷却系（ＨＰＣＦ）があり、該ＨＰＣＦのポンプは８０気圧程度の原子炉内に注水する多段の高圧ポンプであり、キャビテーション防止のため水源である圧力抑制プール（ＳＰ）よりも低い位置に設置する必要があった。

しかし、該ＳＰ自体が従来のＢＷＲプラントでは原子炉建屋内の最も低い位置に設置されており、該ＳＰよりもさらに設置位置を低下させるために原子炉建屋の基礎（マット）部分に縦穴（ピット）を掘り、その中にポンプを収納する設計とする必要があった。このため前記マットの厚さを約５ｍと必要以上に厚くするという必要があった。

しかし、マット部分の厚さが必要以上に厚いと、それだけ炉心燃料および炉内構造物の設置位置も高くなり、該炉心燃料および炉内構造物の耐震性の観点からは不利な条件となっていた。耐震性を向上させるためには、これらの設置位置をさらに低くすることが有効で、マット厚さをさらに低減させることが課題となっていた。このため、次世代炉の炉心燃料と炉内構造物の高さを低減させるためには該マットの厚さを低減することが重要な課題となっていた。

本発明はこのような事情に鑑みてなされたもので、次世代のＢＷＲプラントに最適な静的安全系と動的ＥＣＣＳを合わせ持つハイブリッド安全系を、最もシンプルで、かつ高信頼度を得ることができる非常用炉心冷却系を提供することを目的とする。

前記の目的を達成するために、請求項１に係る発明では、動的非常用炉心冷却系の安全区分を２区分で構成し、前記各安全区分はそれぞれ２系統の低圧炉心冷却系を有することを特徴とする非常用炉心冷却系を提供する。

請求項２に係る発明では、前記各安全区分に給電する非常用電源を、当該安全区分ごとに１基備えた非常用炉心冷却系を提供する。

請求項３に係る発明では、前記各安全区分に給電する非常用電源を、当該安全区分ごとに２基備えた非常用炉心冷却系を提供する。

請求項４に係る発明では、前記安全区分に給電する非常用電源が非常用ディーゼル発電機もしくは非常用ガスタービン発電機を任意に組合せた非常用炉心冷却系を提供する。

請求項５に係る発明では、第３の安全区分として、静的冷却系を備えた非常用炉心冷却系を提供する。

請求項６に係る発明では、第３の安全区分に設置される静的冷却系が、静的格納容器冷却系とアイソレーション・コンデンサである非常用炉心冷却系を提供する。

本発明によれば、次世代のＢＷＲプラントに最適な静的安全系と動的ＥＣＣＳを合わせ持つハイブリッド安全系を最もシンプルかつ高信頼度で提供可能となる。これにより、動的ＥＣＣＳのポンプ台数やＲＨＲ熱交換器の基数が大幅に削減され、配置設計への影響を最小化させることが可能となる。次世代のＢＷＲプラントではコンパクトな二重格納容器構造等が提案されているが、動的ＥＣＣＳを格納容器内に設置することが可能となる効果が得られる。

また、大容量の作動電源を必要とする高圧炉心冷却系が設置されないため、非常用電源の容量を小さくすることが可能となり、非常用電源の起動時の信頼性を大幅に向上させる効果が得られる。

また、非常用電源の冗長性を増した設計にあっては、残留熱除去系１系統をプラント運転中に待機除外として保守点検することが可能となり、プラントの稼働率向上と停止時の信頼性向上に大きな効果が得られる。

さらに、原子炉建屋のマット厚さを低減し、炉心燃料および炉内構造物をより低位置に設置することが可能となり、地震時の炉心の安全性がより改善できるという効果が得られる。

以下、本発明の実施形態について、図１〜図２を参照して説明する。なお、図１および図２において、図９および図１０と同一部分には同一符号を付し、重複する説明は省略し、要部のみについて説明する。

まず、図１により非常用炉心冷却系の第１実施形態について説明する。図１は、低圧炉心冷却系、残留熱除去系、および非常用電源の構成を示している。図１に示すように、この非常用炉心冷却系は、動的非常用炉心冷却系の安全区分を２区分で構成し、各安全区分はそれぞれ２系統の低圧炉心冷却系を有するものとしている。

第１の安全区分には、低圧炉心冷却系（ＬＰＦＬ）１および残留熱除去系（ＲＨＲ）２、すなわちＬＰＦＬ／ＲＨＲが２系統設置されている。第２の安全区分にも、同じく低圧炉心冷却系として、ＬＰＦＬ／ＲＨＲが２系統設置されている。また、非常用電源として、いずれの安全区分においてもＤＧ５が設置されている。なお、ＤＧ５に代えて非常用ガスタービン発電機（ＧＴＧ）を適用することも可能である。ＧＴＧには冷却水系が存在しないため、信頼性をより高くすることができる。

また、低圧ＥＣＣＳにはＬＰＦＬを例として示したが、他の全ての低圧ＥＣＣＳにより代替可能である。例えば、炉内に直接注水する特徴を有する低圧炉心注入系（ＨＰＣＩ）または炉心スプレー機能を有する低圧炉心スプレー系（ＬＰＣＳ）により代替が可能である。

本実施形態が従来のハイブリッドＥＣＣＳと異なる点は、動的非常用炉心冷却系として高圧炉心冷却系（ＨＰＣＦ）を削除し、これを低圧炉心冷却系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）に置き換え、動的非常用炉心冷却系を低圧系のみとした構成にある。

すなわち、高圧炉心冷却系（ＨＰＣＦ）は、原子炉の圧力が８０気圧程度の高圧状態であっても炉内に注水することが可能である。しかし、このためにポンプの出力を大きくする必要があり、従来では電源の容量が極めて大きくなる（約２５００ｋＷ）という問題があった。

これに対し、低圧炉心冷却系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）は、およそ１０気圧程度に原子炉の圧力が低下した後に原子炉内への注水を行う設計となっており、必要とする電源の容量は極めて小さくなる（約１０００ｋＷ）。これにより、本実施形態においては、非常用電源の負荷として最大の容量を持っていたＨＰＣＦがなくなり、より非常用電源の負荷の少ないＬＰＦＬになるため、非常用電源の容量を大幅に低減することが可能となる。

また、本実施形態によれば、非常電源の容量が小さくなり、大型化を避けることができ、事故時の急速起動の信頼性が大幅に向上する。しかも、ピット型のサンプを必要とするＨＰＣＦが削除されているため、マットの厚さを５ｍから３ｍ程度に低減させることが可能となる。これにより、従来のＡＢＷＲよりも炉心燃料および炉内構造物の高さが低減し、耐震性能が向上する効果が得られる。

現状のＡＢＷＲと同様な原子炉建屋を採用した場合には、原子炉建屋の高さ全体が低くなり、建屋内の全システムの耐震性も向上する。ポンプ台数については、従来と同一の合計４台が確保され、十分な信頼性が確保される。

なお、従来のＢＷＲ／４と呼ばれるプラント型式の非常炉心冷却系においても、安全区分が２区分となっているが、大口径の外部再循環配管破断が設計基準事故となっており、本実施形態に示す系統構成では、安全基準を満足しない。そのため、ポンプ台数は全部で８ないし１０台と多くなっている。これに対し、本実施形態では、ＡＢＷＲ以降の外部再循環配管が存在しないＢＷＲプラントと組合わせることにより、安全基準を満足することができる。ＡＢＷＲでは内部再循環ポンプを採用しており、外部再循環配管が存在せず、大口径の配管破断事故そのものが排除されているため、冷却材喪失事故時に炉心露出が全く発生しないという極めて優れた安全性のレベルを達成している。

本実施形態では、設計基準事故時にはＬＰＦＬ１系統のみにより炉心冷却が実施される。しかし、ＡＢＷＲの原子炉圧力容器の高さを２ｍ程度長くし、内部保有水量を増量するという固有安全性の付与により、ＬＰＦＬ１系統のみの炉心注水で炉心の冠水維持が可能であることが確認されている。

図２は、この状態を示す設計基準冷却材喪失事故時の原子炉内水位変化の解析結果を示している。すなわち、図２に示すように、ＨＰＣＦ配管破断事故に対し、１系統のＰＰＦＬにより注水し、ＡＢＷＲの原子炉圧力容器の高さを２ｍ程度長くすることにより、炉心冠水を維持することができる。

図３は、本発明の第２実施形態による低圧炉心冷却系、残留熱除去系、および非常用電源の構成を示したものである。

本実施形態では、安全区分ごとに非常用電源としてＤＧ５を２基設置し、それぞれのＬＰＦＬ／ＲＨＲに独立したＤＧ５から給電が行われるようになっている。非常用電源としてＧＴＧ（ガスタービン発電機）を用いても良い。

本実施形態においては、まず、非常用電源の冗長性を増すことによる信頼性の向上の効果が得られる。また、非常用電源の１基当りの容量は約５０％にまで低減可能となり、事故時の急速起動に対する信頼性が大幅に向上する効果が得られる。

さらに、各ＬＰＦＬ／ＲＨＲへの非常用電源の供給がそれぞれ独立に行われるため、１基の非常用電源の故障で２系統のＬＰＦＬ／ＲＨＲが同時に運転不能に陥る、共通原因故障のモードが排除可能となる。これにより、外部電源の喪失を仮定しても、作動可能なＬＰＦＬ／ＲＨＲを全部で４系統確保し、残留熱除去機能に対し、４×５０％の容量構成を行うことが可能となる。４×５０％の容量構成を行うと、１系統のＬＰＦＬ／ＲＨＲをプラント運転時に待機除外として保守点検することが可能となる。

ＬＰＦＬ／ＲＨＲ１系統５０％を待機除外にしても、残りは３×５０％の系統が待機され、このうち、１系統が単一故障しても、さらに２×５０％のＬＰＦＬ／ＲＨＲが存在し、合計で１００％の冷却容量が確保されるため、プラントを安全に停止させることが可能となる。これにより、ＬＰＦＬ／ＲＨＲの信頼性向上と、プラント稼働率の向上とが達成可能となり、極めて大きな効果が得られる。

また、ＬＰＦＬ／ＲＨＲを運転中に保守点検が可能となるため、逆に、プラント停止時には、ＬＰＦＬ／ＲＨＲが４系統とも待機可能となり、プラント停止時のリスクを極めて小さくすることができるという安全上の極めて大きな効果が得られる。なお、炉心注水に関しては、ＬＰＦＬ１系統が維持されれば、炉心冠水が維持できることは図２に示した通りである。

図４は、発明の第３実施形態による低圧炉心冷却系、残留熱除去系、非常用電源の構成を示したものである。本実施形態では、それぞれの安全区分の非常用電源を２基構成として、さらにその内１基を非常用ガスタービン発電機（ＧＴＧ）、残り１基を非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）として安全区分内の非常用電源に多様性を持たせ更なる信頼性の向上が得られている。安全区分ごとに低圧炉心冷却系として低圧炉心注水系（ＬＰＣＩ／ＲＨＲ）と低圧炉心冠水系（ＬＰＦＬ／ＲＨＲ）を設置し、やはり多様性を持たせて信頼性を向上している。

このように、動的な安全系の構成に多様性を持たせることより共通原因故障による安全機能の完全喪失のリスクを大幅に低減させることが可能となる。これにより地震時の動的安全系の信頼性向上に特に大きな効果が得られる。同一の地震動により同一設計の系統が全て同時に機能喪失する地震による共通原因故障のモードを削除可能になるからである。

図５は、本発明の第４実施形態による低圧炉心冷却系、残留熱除去系、非常用電源、静的冷却系の構成を示したものである。本実施形態では、第３の安全区分に静的冷却系としてＩＣ（アイソレーション・コンデンサ）とＰＣＣＳ（静的格納容器冷却系）が設置されている。

本実施形態では、第１および第２の安全区分の非常用電源が多重故障し、さらにその時に同時に外部電源も喪失しているという極めて発生確率の低い全交流電源喪失事象に対してもアイソレーション・コンデンサがあり長時間（３日程度）プラントを安全な状態に維持可能な効果が得られる。また、ＲＨＲ（残留熱除去系）が４系統設置され、従来のＡＢＷＲの３系統よりも格納容器冷却の信頼性が向上するが、さらに静的安全系であるＰＣＣＳの設置により、より高い信頼性を付与可能となる効果が得られる。

これにより、動的安全系であるＲＨＲをいくら多重に設置しても動的安全系に共通の原因で全てのＲＨＲが機能喪失してしまうような共通原因故障のモードを想定しても、さらに、作動原理の全く異なる静的安全系であるＰＣＣＳが設置されており、それでもなお格納容器の冷却機能が確保され、多重かつ深層な格納容器の健全性維持が図られるという極めて大きな安全上の効果が得られる。

図６は、本発明の第５実施形態による低圧炉心冷却系、残留熱除去系、非常用電源、静的冷却系の構成を示したものである。本実施形態では、第１および第２の安全区分の動的安全系は、図２に示した前記第２実施形態と同一の構成を採用し、第３の安全区分に静的冷却系としてＩＣ（アイソレーション・コンデンサ）とＰＣＣＳ（静的格納容器冷却系）が設置されている。

これにより、前記第２実施形態における効果と前記第４実施形態における効果の両方が得られる効果がある。すなわち、動的安全系は４×５０％となり、非常用電源を含めてプラント運転中の保守点検が常時可能となり、信頼性の向上とプラント稼働率の向上が図られる効果が得られる。

さらに、第３の安全区分に作動原理の全く異なる静的安全系を設置することによりプラントの多重かつ深層な安全性の向上が得られるという極めて大きな効果が得られる。

図７は、本発明の第６実施形態による低圧炉心冷却系、残留熱除去系、非常用電源、静的冷却系の構成を示したものである。本実施形態では、第１および第２の安全区分の動的安全系は、図４に示した前記第３実施形態と同一の構成を採用し、第３の安全区分に静的冷却系としてＩＣ（アイソレーション・コンデンサ）とＰＣＣＳ（静的格納容器冷却系）が設置されている。

これにより、前記第３実施形態における効果と前記第４実施形態における効果の両方が得られる効果がある。すなわち、動的安全系は４×５０％の信頼性に加えて、低圧炉心冷却系および非常用電源に多様性を持たせることによりさらに信頼性を大幅に向上する効果が得られる。

この多様性による信頼性向上により、地震時の振動による同時故障のモードを除去可能となり、地震時のプラントリスクを大幅に向上可能となる効果が得られる。さらに、第３の安全区分に作動原理の全く異なる静的安全系を設置することによりプラントの多重かつ深層な安全性の向上が得られるという極めて大きな効果が得られる。

図８は、本発明の第７実施形態における原子炉補機冷却系（ＲＣＷ）３および原子炉補機海水冷却系（ＲＳＷ）４の構成を示したものである。本実施形態では、ＲＣＷ３の配管構成が２ループとなっている。ＲＣＷポンプ１４は、各ループに２台ずつ設置されている。ＲＳＷ４は、ＲＣＷ３の１ループに対して２ループ設置され、合計で４ループ設置されている。ＲＳＷポンプ１５は、１ループに１台設置されている。

なお、ＲＣＷポンプ１４およびＲＳＷポンプ１５は、１ループ内の台数を更に増加しても良い。従来のＡＢＷＲの場合には、ＲＣＷ３の配管構成は３ループであった。また、系統容量は３×５０％であった。

これに対し、本実施形態では系統容量を２×１００％容量としている。これに伴い、１ループ当りの容量は、従来の５０％から１００％に増大させる。各ループにＲＣＷポンプ１４を２台ずつ設置するので、ポンプ容量は４×５０％構成となり、１台当りは５０％に増大する（従来は、ポンプ１台当りの容量は２５％であった。）。これにより、本実施形態では、動的機器はすべて４×５０％構成となる。このように構成された本実施形態では、必要とされる１００％容量に対して、動的機器はさらに２×５０％の安全余裕を保持する。その結果、事故時に非常用炉心冷却系の動的機器の単一故障に加えて、さらに、もう一つの故障ないしは、待機除外を想定しても安全性が維持可能であるという優れた性能を保持可能となった。

これにより、プラント運転時の確率論的安全評価（ＰＳＡ）の結果が、従来のＡＢＷＲに比べて大幅に向上することが確認された。また、プラント運転中にＲＳＷ４及を待機除外として、保守点検が可能となるため、保守をプラント停止中に行う必要が無くなる。

したがって、プラント停止中に原子炉を冷却する系統が全て待機状態とできるため、プラント停止時のＰＳＡの評価結果も大幅に向上することができ、実際に確認された。このように、本実施形態にあっては、ポンプ等の動的機器の容量を１台当り従来の２倍にすることにより、系統全体の信頼性および安全性を従来の設計に対して大幅に向上させることができる。

しかし、このように動的機器の容量を増大させても、ＲＣＷ３のループ数を従来の３ループから２ループに低減させたことにより、大幅なコスト削減が可能であり、全体としてむしろ経済性が向上する。これは、原子力プラントでは、極めて高品質で、また耐震設計が厳しい配管設計を実施しているため、非常用炉心冷却系のコスト全体の中で、ＲＣＷ３の配管コストが極めて大きな割合を占めていることとによる。

さらに、本実施形態では、定期点検工程に効果があるＲＳＷ４のオンラインメンテナンスが可能となり、定検自体の短縮に寄与する。従来では、４５日程度のプラント停止が必要であったのに対し、３０日以内に低減できる可能性が得られた。これにより、プラント稼働率が向上でき、プラントの運転経済性が向上する。すなわち、本実施形態では、プラントの安全性の大幅な向上と経済性の向上が同時に達成されるという効果が得られる。

なお、本実施形態では、ＲＣＷポンプ１４の台数を１ループ当たり２台とする例を示したが、さらに、４台、６台等に増加し、系統の信頼性をさらに向上させることが可能である。同様に、ＲＳＷ４のループ数およびＲＳＷポンプ１５の数をさらに増加し、系統の信頼性を向上させることも可能である。

本発明に係る非常用炉心冷却系の第１実施形態のフロントラインを示す区分図。 本発明に係る非常用炉心冷却系の安全性能を示す説明図。 本発明に係る非常用炉心冷却系の第２実施形態のフロントラインを示す区分図。 本発明に係る非常用炉心冷却系の第３実施形態のフロントラインを示す区分図。 本発明に係る非常用炉心冷却系の第４実施形態のフロントラインを示す区分図。 本発明に係る非常用炉心冷却系の第５実施形態のフロントラインを示す区分図。 本発明に係る非常用炉心冷却系の第６実施形態のフロントラインを示す区分図。 本発明に係る非常用炉心冷却系の第３実施形態のサポートトラインを示す概略系統図。 従来のＡＢＷＲで採用されている非常用炉心冷却系のフロントラインを示す区分図。 従来のＡＢＷＲの非常用炉心冷却系のサポートラインを示す概略系統図。 従来のセミ４区分の非常用炉心冷却系のフロントラインを示す区分図。 従来のハイブリッド安全系による非常用炉心冷却系のフロントラインを示す区分図。

符号の説明

１…低圧炉心冷却系（ＬＰＦＬ）、２…残留熱除去系（ＲＨＲ）、３…原子炉補機冷却系（ＲＣＷ）、４…原子炉補機海水冷却系（ＲＳＷ）、５…非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）、６…非常用ガスタービン発電機（ＧＴＧ）、７…原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）、８…高圧炉心冠水系（ＨＰＣＦ）、９…原子炉、１０…原子炉格納容器、１１…圧力抑制プール水、１２…ＲＨＲ熱交換器（ＲＨＲ Ｈｘ）、１３…ＲＣＷ熱交換器（ＲＣＷ Ｈｘ）、１４…ＲＣＷポンプ、１５…ＲＳＷポンプ、１６…アイソレーション・コンデンサ（ＩＣ）、１７…静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）、１８…低圧炉心注水系（ＬＰＣＩ）。

Claims (6)

1. 動的非常用炉心冷却系の安全区分を２区分で構成し、前記各安全区分はそれぞれ２系統の低圧炉心冷却系を有することを特徴とする非常用炉心冷却系。
2. 前記各安全区分に給電する非常用電源を、当該安全区分ごとに１基備えた請求項１に記載の非常用炉心冷却系。
3. 前記各安全区分に給電する非常用電源を、当該安全区分ごとに２基備えた請求項１に記載の非常用炉心冷却系。
4. 前記安全区分に給電する非常用電源は非常用ディーゼル発電機もしくは非常用ガスタービン発電機を任意に組合せた請求項２または３記載の非常用炉心冷却系。
5. 第３の安全区分として、静的冷却系を備えた請求項１から４までのいずれかに記載の非常用炉心冷却系。
6. 第３の安全区分に設置される静的冷却系は、静的格納容器冷却系とアイソレーション・コンデンサである請求項５記載の非常用炉心冷却系。

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