JP2008185572A - 原子炉等代替冷却設備 - Google Patents

Abstract

【課題】設計想定を超える地震や津波が発生して原子炉等冷却設備の冷却機能が喪失した場合にも、プラントから発生する熱を確実に除熱してプラント安全停止を確保できること。
【解決手段】原子炉停止時に発生する炉心の崩壊熱、使用済燃料プール内の崩壊熱、その他機器などから発生する熱を冷却して除去する原子炉等冷却設備１０に接続され、代替冷却水を大気により冷却する空気式冷凍機２１と、代替冷却水を循環させる代替冷却循環ポンプ２２とを有し、原子炉等冷却設備の海水系１４、１６に替えて利用される原子炉等代替冷却設備２０が、設計想定を超える地震に対して健全性が確保される耐震グレードに設計されると共に、非常用電源設備２８から電源が供給されるよう構成され、且つ設計想定を超える津波に対して健全性が確保される構造に構成されたものである。
【選択図】 図１

Description

本発明は、沸騰水型原子力発電プラントにおいて、原子炉停止時に発生する炉心の崩壊熱、使用済燃料プール内の崩壊熱、その他機器などから発生する熱を冷却して除去する原子炉等冷却設備の後備装置としての原子炉等代替冷却設備に関する。

沸騰水型軽水炉を利用した原子力発電プラントでは、原子炉停止時に発生する炉心の崩壊熱、使用済燃料プール内の崩壊熱、その他機器などから発生する熱を冷却して除去する原子炉等冷却設備を有し、この原子炉等冷却設備は、プラント非常時に稼動する非常用冷却設備と、プラント通常運転中に稼動する常用冷却設備とを備えて構成される。

非常用冷却設備は、プラントの安全停止機能を有する構築物、系統若しくは機器、または原子炉内燃料若しくは使用済燃料から発生または蓄積された熱を、最終的な熱の逃し場である海へ移送して除去するものである。また、常用冷却設備は、プラントの運転または停止期間中において利用される系統や機器などから発生または蓄積された熱を、同様に海へ移送して除去するものである。

図１２及び図１３に示すように、上述の原子炉等冷却設備１０における非常用冷却設備１１、常用冷却設備１２では、非常用負荷１と常用負荷５とをそれぞれ独立して冷却するように構成された冷却設備、または、非常用負荷１と常用負荷５とを組み合わせて冷却するように構成された冷却設備となっている。

つまり、図１２は、非常用負荷１と常用負荷５がそれぞれ独立した冷却設備から成る原子炉等冷却設備１０を示している。具体的には、この原子炉等冷却設備１０の非常用冷却設備１１は、複数の非常用負荷１（例えば残留熱除去系、燃料プール冷却浄化系、原子炉離隔時冷却系等の熱交換器やポンプなど）と、これらの各非常用負荷１から発生する熱を熱交換する非常用熱交換器２と、非常用冷却水循環ポンプ３とにより循環経路（中間ループ）９を形成する非常用冷却系１３と、海水を非常用冷却海水ポンプ４により非常用熱交換器２へ移送し、非常用冷却系１３との熱交換を実施して、プラントから発生した熱を海へ移送する非常用冷却海水系１４とにより構成される。

また、原子炉等冷却設備１０の常用冷却設備１２は、複数の常用負荷５（例えば原子炉冷却材浄化系、制御棒駆動機構等の熱交換器やポンプなど）と、これらの各常用負荷５から発生する熱を熱交換する常用熱交換器６と、常用冷却水循環ポンプ７とにより循環経路（中間ループ）９を形成する常用冷却系１５と、海水を常用冷却海水ポンプ８により常用熱交換器６へ移送し、常用冷却系１５との熱交換を実施して、プラントから発生した熱を海へ移送する常用冷却海水系１６とを有して構成される。

他方、図１３は、非常用負荷１と常用負荷５を非常用冷却設備１１に組み入れた原子炉等冷却設備１９を示しており、非常時には緊急閉鎖弁１７により常用負荷５を切り離して運用している。

ここで、図１２及び図１３に示す上述の非常用冷却系１３、常用冷却系１５は、それぞれ同一種類の負荷を冷却する複数の冷却系（即ち、非常用冷却系１３の場合には複数の非常用冷却系１３Ａ、１３Ｂ、…、常用冷却系１５の場合には複数の常用冷却系１５Ａ、１５Ｂ、…）から構成されている。そして、各冷却系毎に異なった冷却海水系が設けられている。即ち、例えば、非常用冷却系１３Ａ、１３Ｂのそれぞれに非常用冷却海水系１４Ａ、１４Ｂが設けられ、常用冷却系１５Ａ、１５Ｂのそれぞれに常用冷却海水系１６Ａ、１６Ｂが設けられている。

ところで、沸騰水型軽水炉を利用した原子力発電プラントでは、定検（つまり定期点検、以下単に定検と称する）のために定期的にプラントを停止しており、この定検毎に、取水槽を含めた海水系（非常用冷却海水系１４、常用冷却海水系１６）の点検を実施する。この定検におけるプラント停止中にも、プラントから発生する熱を除熱する必要があるため、原子炉等冷却設備１０、１９は、定検中にも必要最低限の負荷、例えば残留熱除去系の熱交換器やポンプなどに対し運転を継続する必要がある。

このため、海水系１４、１６の点検を複数系統（非常用冷却海水系１４Ａ、１４Ｂ、…；常用冷却海水系１６Ａ、１６Ｂ、…）毎に区分して実施し、必要な系統の海水系１４Ａ、１４Ｂ、…；１６Ａ、１６Ｂ、…のみを運転させて残りの海水系を点検し、各海水系１４Ａ、１４Ｂ、…；１６Ａ、１６Ｂ、…の点検を交互に実施している。しかし、この海水系１４Ａ、１４Ｂ、…；１６Ａ、１６Ｂ、…の交互の点検実施は、定検工程を長期化させる等の影響をプラントに与える一要因となっている。

尚、非常用冷却設備１１と常用冷却設備１２の点検は、各海水系１４Ａ、１４Ｂ、…；１６Ａ、１６Ｂ、…の交互の点検実施に合わせて実施しているが、原子炉での発生熱量が高い時点からの海水系の早期点検や、海水系の点検期間を長く必要とする改造等が発生した場合の運用を目的として、同一種類の負荷を冷却する複数の非常用冷却系統１３Ａ、１３Ｂ、…間、または常用冷却系統１５Ａ、１５Ｂ、…間においてタイライン１８（図１２）を設置したものがある（例えば特許文献１参照）。これにより、点検中の海水系１４Ａ、１４Ｂ、…；１６Ａ、１６Ｂ、…に関連する負荷を稼動させることができないという点検の制限を緩和することが可能となる。

また、今日の沸騰水型軽水炉を利用した原子力発電プラントでは、プラントの稼働率向上による経済性向上、及び電力の安定供給を目指して、定検期間の短縮とプラントの長期サイクル運転（定検間隔の延長）が重要視されている。

原子力発電プラントの定検工程は、各海水系１４Ａ、１４Ｂ、…；１６Ａ、１６Ｂ、…の点検を交互に実施することを考慮して作成されていたが、この海水系の点検に影響を受けない原子炉等代替冷却設備（不図示）を原子炉等冷却設備１０、１９に設置することで、定検工程の期間を短縮するものが提案されている（例えば特許文献２及び３参照）。

つまり、これらの特許文献２及び３に記載の原子炉等代替冷却設備は、空気式冷凍機を用いて代替冷却水を冷却するものであり、原子力発電プラントの定検時に冷却が必要な非常用負荷１または常用負荷５を、非常用冷却海水系１４または常用冷却海水系１６に替えて上記代替冷却水により冷却するものである。これにより、定検時に非常用冷却海水系１４、常用冷却海水系１６をそれぞれ各系統毎に区分けして交互に点検する必要がなくなり、例えば一括して全台同時に点検することができるので、定検期間を短縮することが可能となる。
特開昭６２−２５５８９２号公報 特開２００１−７４８７４号公報 特開２００１−１８８０９４号公報

図１２及び図１３に示す原子炉等冷却設備１０、１９では、定検時に使用される上述の原子炉等代替冷却設備を備えたものも含めて、プラント安全停止時に非常用冷却設備１１を稼働させて、プラント安全停止に必要な非常用負荷１を非常用冷却系１３及び非常用冷却海水系１４により冷却して、プラントの安全停止に必要な除熱を実施している。

ところが、このような原子炉等冷却設備１０、１９においては、設計想定を超える地震や津波が発生した場合のプラント安全停止時に、例えば引き津波によって冷却水源である海水が枯渇したり、寄せ津波によって水没したり、漂流物によって損壊して、特に非常用冷却海水系１４の冷却機能が喪失する恐れが想定される。これは、近年の規制見直しによって対策が要請されているところである。

本発明の目的は、上述の事情を考慮してなされたものであり、設計想定を超える地震や津波が発生して原子炉等冷却設備の冷却機能が喪失した場合にも、プラントから発生する熱を確実に除熱してプラント安全停止を確保できる原子炉等代替冷却設備を提供することにある。

本発明は、原子炉停止時に発生する炉心の崩壊熱、使用済燃料プール内の崩壊熱、その他機器などから発生する熱を冷却して除去する原子炉等冷却設備に接続され、代替冷却水を大気により冷却する空気式冷凍機と、代替冷却水を循環させる代替冷却循環ポンプとを有し、前記原子炉等冷却設備の海水系に替えて利用される原子炉等代替冷却設備において、設計想定を超える地震に対して健全性が確保される耐震グレードに設計されると共に、非常用電源設備から電源が供給されるよう構成され、且つ、設計想定を超える津波に対して健全性が確保される構造に構成されたことを特徴とするものである。

本発明によれば、原子炉等冷却設備の海水系に替えて利用される原子炉等代替冷却設備が、設計想定を超える地震に対して健全性が確保される耐震グレードに設計されると共に、非常用電源設備から電源が供給されるよう構成され、且つ、設計想定を超える津波に対して健全性が確保される構造に構成されたことから、設計想定を超える地震や津波が発生して原子炉等冷却設備の海水系が利用できなくなった場合にも、この海水系に替えて原子炉等代替冷却設備を利用することで、炉心や使用済燃料プール内の崩壊熱など、プラント安全停止に必要な負荷の熱を確実に除去でき、この結果、プラント安全停止を確実に実施できる。

以下、本発明を実施するための最良の形態を、図面に基づき説明する。

［Ａ］第１の実施の形態（図１）
図１は、本発明に係る原子炉等代替冷却設備の第１の実施の形態を、原子炉等冷却設備と共に示す系統図である。この第１の実施の形態において、前述の背景技術の原子炉等冷却設備と同様な部分は、同一の符号を付して説明を簡略化し、または省略する。

本実施の形態における原子炉等代替冷却設備２０は、原子炉停止時に発生する炉心の崩壊熱、使用済燃料プール内の崩壊熱、その他機器などから発生する熱を冷却して除熱する原子炉等冷却設備１０に接続され、定検期間短縮を目的として定検時に、または、プラント安全停止時において原子炉等冷却設備１０の非常用冷却海水系１４が利用不可能となって冷却機能が喪失した場合に、原子炉等冷却設備１０の非常用冷却海水系１４、常用冷却海水系１６に替えて利用されるものである。尚、この原子炉等代替冷却設備２０は、本実施の形態を含めた以下の各実施の形態において、原子炉等冷却設備１０に適用されるものを述べるが、原子炉等冷却設備１９に適用することも可能である。

上述の原子炉等代替冷却設備２０は、空気式冷凍機２１、代替冷却循環ポンプ２２、代替冷却水供給ライン２３、代替冷却水戻りライン２４、冷却系分配弁２５Ａ及び２５Ｂを有して構成され、代替冷却水供給ライン２３及び代替冷却水戻りライン２４の一端が空気式冷凍機２１に接続される。これらの代替冷却水供給ライン２３及び代替冷却水戻りライン２４の他端は、原子炉等冷却設備１０の非常用冷却系１３または常用冷却系１５において冷却水が循環する循環経路９（中間ループ）に接続される。また、冷却系分配弁２５Ａ及び２５Ｂは、代替冷却水供給ライン２３と代替冷却水戻りライン２４の他端側に配設されて、代替冷却水供給ライン２３及び代替冷却水戻りライン２４を流れる代替冷却水を非常用冷却系１３と常用冷却系１５へ分配する。

ここで、非常用冷却系１３及び常用冷却系１５の循環経路９には、代替冷却水供給ライン２３、代替冷却水戻りライン２４が接続された箇所から非常用冷却海水系１４側、常用冷却海水系１６側に冷却水切替弁２６が配設される。これにより、代替冷却水供給ライン２３から循環経路９へ導かれる代替冷却水が非常用熱交換器２または常用熱交換器６へ導かれること、且つ非常用負荷１または常用負荷５にて熱交換された冷却水が非常用熱交換器２にまたは常用熱交換器６へ導かれることがそれぞれ防止される。更に、非常用冷却系１３及び常用冷却系１５の循環経路９には、非常用負荷１、常用負荷５のそれぞれの前後に負荷前後弁２７が配設されて、冷却水（代替冷却水を含む）が供給されるべき負荷１、５が選択される。

代替冷却循環ポンプ２２は、代替冷却水戻りライン２４に配設されて、この代替冷却水戻りライン２４内の代替冷却水を空気式冷凍機２１へ導き、この空気式冷凍機２１が代替冷却水を大気により冷却し、この空気式冷凍機２１にて冷却された代替冷却水が代替冷却水供給ライン２３へ導かれる。代替冷却循環ポンプ２２は、非常用冷却系１３または常用冷却系１５の循環経路９、代替冷却水戻りライン２４、空気式冷凍機２１、代替冷却水供給ライン２３間で代替冷却水を循環させる。

尚、本実施の形態を含む各実施の形態において、弁の駆動方式としては手動方式と自動方式があり、自動方式の場合には空気作動または電動が用いられる。弁形式としては、バタフライ弁、ゲート弁、玉形弁であり、これらの弁に逆止弁が組み合わされたものでもよい。

上述のように構成された原子炉等代替冷却設備２０は、更に、設計想定を超える地震に対して機器の健全性が確保される耐震グレード（例えば耐震グレードＳＳ以上）に設計されると共に、非常用電源設備２８から電源が供給されるよう構成されている。この非常用電源設備２８は、非常用商用電源及び非常用ディーゼル発電設備を有するものであり、例えば原子炉等冷却設備１０における非常用冷却設備１１の非常用電源設備が用いられる。

更に、原子炉等代替冷却設備２０は、設計想定を超える津波に対して機器の健全性が確保される構造に構成される。例えば、原子炉等代替冷却設備２０は、設計想定を超える寄せ津波によっても機器が冠水されない高さ（レベル）以上の位置に設置され、または上記寄せ津波によっても機器が冠水しないような堰が設けられて構成される。尚、図１中の符号２９Ａは地盤を示し、符号２９Ｂは海水を示す。

従って、本実施の形態によれば、次の効果（１）及び（２）を奏する。

（１）原子炉等冷却設備１０の非常用冷却海水系１４、常用冷却海水系１６に替えて利用される原子炉等代替冷却設備２０が、設計想定を超える地震に対して健全性が確保される耐震グレードに設計されると共に、非常用電源設備２８から電源が供給されるように構成され、且つ、設計想定を超える津波に対して健全性が確保される構造に構成されたことから、設計想定を超える地震や津波が発生して原子炉等冷却設備１０の非常用冷却海水系１４が利用できなくなった場合にも、冷却系分配弁２５Ａを開操作し、冷却水切替弁２６を閉操作し、代替冷却循環ポンプ２２を起動し、空気式冷凍機２１を動作させることで、原子炉等冷却設備１０の非常用冷却海水系１４に替えて原子炉等代替冷却設備２０を利用することができる。これによって、炉心や使用済燃料プール内の崩壊熱など、プラント安全停止に必要な非常用負荷１（例えば残留熱除去系、燃料プール冷却浄化系などの熱交換器やポンプ）の熱を確実に除去でき、この結果、プラント安全停止を確実に実施できる。

（２）原子炉等代替冷却設備２０の代替冷却水供給ライン２３及び代替冷却水戻りライン２４が非常用冷却系１３または常用冷却系１５の循環経路９に接続され、冷却水（代替冷却水）を供給すべき非常用負荷１、常用負荷５を負荷前後弁２７の開閉により選択することから、原子炉等代替冷却設備２０の代替冷却水供給ライン２３、代替冷却水戻りライン２４を非常用負荷１、常用負荷５にそれぞれ直接接続する場合に比べて配管構成を簡素化できる。しかも、負荷前後弁２７の操作によって冷却すべき非常用負荷１、常用負荷５を容易に追加または削除することが可能になるので、融通性を高めることができる。

［Ｂ］第２の実施の形態（図２）
図２は、本発明に係る原子炉等代替冷却設備の第２の実施の形態を、原子炉等冷却設備と共に示す系統図である。この第２の実施の形態において、前記第１の実施の形態及び背景技術と同様な部分は、同一の符号を付して説明を簡略化し、または省略する。

本実施の形態の原子炉等代替冷却設備３０が前記第１の実施の形態の原子炉等代替冷却設備２０と異なる点は、同一種類の非常用負荷１を冷却する複数の非常用冷却系１３Ａ、１３Ｂ、…のいずれかで、または同一種類の常用負荷５を冷却する複数の常用冷却系１５Ａ、１５Ｂ、…のいずれかで、原子炉等代替冷却設備３０からの代替冷却水を選択して供給可能に構成された点である。

つまり、原子炉等冷却設備１０には、複数の非常用冷却系１３、例えば非常用冷却系１３Ａと１３Ｂのそれぞれの循環経路９間に、これらの循環経路９を連結する複数本のタイライン３１、３２が接続され、タイライン３１に代替冷却水供給ライン２３が接続され、タイライン３２に代替冷却水戻りライン２４が接続されている。そして、タイライン３１には、複数の非常用冷却系１３、例えば非常用冷却系１３Ａ、１３Ｂに対応してタイライン切替弁３３Ａ、３３Ｂが、タイライン３２には、複数の非常用冷却系１３、例えば非常用冷却系１３Ａ、１３Ｂに対応してタイライン切替弁３４Ａ、３４Ｂがそれぞれ設けられている。

タイライン切替弁３３Ａ及び３４Ａを開操作し、タイライン切替弁３３Ｂ及び３４Ｂを閉操作することにより、原子炉等代替冷却設備３０の代替冷却水が非常用冷却系１３Ａ側へ選択して供給される。逆に、タイライン切替弁３３Ｂ及び３４Ｂを開操作し、タイライン切替弁３３Ａ及び３４Ａを閉操作することにより、原子炉等代替冷却設備３０の代替冷却水が非常用冷却系１３Ｂ側へ選択して供給される。

上述のタイライン３１、３２は、図示を省略しているが、複数の常用冷却系１５（例えば常用冷却系１５Ａと１５Ｂ）のそれぞれの循環経路９間にも同様に設けられて、これらのタイライン３１、３２に同様にしてタイライン切替弁３３Ａ、３３Ｂ、３４Ａ及び３４Ｂが設置されている。

更に、この原子炉等代替冷却設備３０へ電源を供給する非常用電源設備は、複数のタイライン切替弁（例えばタイライン切替弁３３Ａ、３３Ｂ、３４Ａ及び３４Ｂ）により代替冷却水の供給が選択された非常用冷却系１３Ａ、１３Ｂ、…にそれぞれ属する非常用電源設備２８Ａ、２８Ｂ、…となるように、切替スイッチ３５によって切り替えられる。例えば、タイライン切替弁３３Ａ、３３Ｂ、３４Ａ及び３４Ｂの操作により非常用冷却系１３Ａへ原子炉等代替冷却設備３０の代替冷却水が供給される場合には、切替スイッチ３５の操作によって、非常用冷却系１３Ａに属する非常用電源設備２８Ａから原子炉等代替冷却設備３０へ電源が供給される。

従って、本実施の形態によれば、前記第１の実施の形態の効果（１）及び（２）と同様な効果を奏するほか、次の効果（３）を奏する。

（３）原子炉等冷却設備１０の複数の非常用冷却系１３の循環経路９間、または複数の常用冷却系１５の循環経路９間にタイライン３１、３２が配設され、タイライン３１が原子炉等代替冷却設備３０の代替冷却水供給ライン２３に、タイライン３２が原子炉等代替冷却設備３０の代替冷却水戻りライン２４にそれぞれ接続される。更に、タイライン３１、３２に、複数の非常用冷却系１３のいずれかへ、または複数の常用冷却系１５のいずれかへ、原子炉等代替冷却設備３０の代替冷却水を選択して供給可能なタイライン切替弁、例えばタイライン切替弁３３Ａ、３３Ｂ、３４Ａ、３４Ｂが設置されている。これらのことから、単一の原子炉等代替冷却設備３０の代替冷却水を原子炉等冷却設備１０の複数の非常用冷却系１３のいずれかへ、または複数の常用冷却系１５のいずれかへ選択して供給することができる。

特に、プラント安全停止時には、冷却機能を喪失した非常用冷却海水系１４Ａ、１４Ｂ、…に替えて原子炉等代替冷却設備３０を利用することで、冷却機能が喪失した非常用冷却海水系１４Ａ、１４Ｂ、…に対応する非常用冷却系１３Ａ、１３Ｂ、…が、プラント安全停止に必要な非常用負荷１を確実に冷却できるので、非常用冷却海水系１４の冷却機能喪失に対する信頼性を向上させることができる。

［Ｃ］第３の実施の形態（図３）
図３は、本発明に係る原子炉等代替冷却設備の第３の実施の形態を、原子炉等冷却設備と共に示す系統図である。この第３の実施の形態において、前記第１の実施の形態と同様な部分は、同一の符号を付して説明を簡略化し、または省略する。

本実施の形態の原子炉等代替冷却設備４０が前記第１の実施の形態の原子炉等代替冷却設備２０と異なる点は、当該原子炉等代替冷却設備４０が代替冷却水を供給すべき原子炉等冷却設備１０の非常用冷却設備１１における全ての非常用冷却系１３が、常用冷却設備１２における全ての常用冷却系１５と共に、常圧化運用されている点である。

つまり、放射性流体の漏洩防止のために加圧運用されている非常用冷却系１３を有する原子炉等冷却設備１０に対し、その加圧運用されている非常用冷却系１３の循環経路９に放射線監視装置としての放射線モニタ４１を設置して、当該非常用冷却系１３からの放射線の漏洩を監視することにより、当該非常用冷却系１３を常圧化して運用する。この常圧化された元加圧運用の非常用冷却系１３は、常圧化運用されている他の非常用冷却系１３及び常用冷却系１５と共に、原子炉等代替冷却設備４０を共用化して構成される。

常用化された元加圧運用の非常用冷却系１３は、非常用負荷１から循環経路９への放射線の漏洩が放射線モニタ４１によって検出されたときに、漏洩箇所を特定して隔離処理されることにより、プラント外への放射線の漏洩が防止される。また、この常用化された元加圧運用の非常用冷却系１３では、循環経路９内を加圧するための調圧タンク６が不要となり、他の常圧運用の非常用冷却系１３または常用冷却系１５と同様に、大気開放のサージタンク４２を循環経路９に設置すれば足りる。

従って、本実施の形態によれば、前記第１の実施の形態の効果（１）及び（２）と同様な効果を奏するほか、次の効果（４）を奏する。

（４）強制的に加圧運用されている非常用冷却系１３と、常圧運用されている非常用冷却系１３または常用冷却系１５において原子炉等代替冷却設備を共用化する場合、加圧運用される非常用冷却系１３では、代替冷却水供給ライン２３に系統加圧ポンプを設け、且つ代替冷却水戻りライン２４に減圧弁を設けることで、加圧運用される非常用冷却系１３の範囲のみを加圧する必要があり、原子炉等代替冷却設備の系統構成及び運用が煩雑となる。

これに対し、加圧運用されている非常用冷却系１３に放射線モニタ４１を設けて、この非常用冷却系１３を常圧化し、常圧運用されている他の非常用冷却系１３及び常用冷却系１５と原子炉等代替冷却設備４０を共用化することから、この原子炉等代替冷却設備４０に加圧ポンプや減圧弁が不要となり、この原子炉等代替冷却設備４０に調圧タンク及び調圧タンクを加圧するための設備が不要となる。この結果、原子炉等冷却設備１０及び原子炉等代替冷却設備４０の構成を簡素化できると共に、加圧ポンプなど、削除された機器の故障による原子炉等代替冷却設備４０及び原子炉等冷却設備１０の信頼性低下を未然に防止できる。

［Ｄ］第４の実施の形態（図４）
図４は、本発明に係る原子炉等代替冷却設備の第４の実施の形態を、原子炉等冷却設備と共に示す系統図である。この第４の実施の形態において、前記第１の実施の形態と同様な部分は、同一の符号を付して説明を簡略化し、または省略する。

本実施の形態の原子炉等代替冷却設備５０が前記第１の実施の形態の原子炉等代替冷却設備２０と異なる点は、単一の原子炉等代替冷却設備５０からの代替冷却水を複数の原子力発電プラントのそれぞれの原子炉等冷却設備１０へ供給可能に構成した点と、各原子炉等冷却設備１０においてプラント安全停止時に原子炉等代替冷却設備５０からの代替冷却水を供給する負荷を制限した点とである。

つまり、この原子炉等代替冷却設備５０では、自プラントの原子炉等冷却設備１０へ向かう代替冷却水供給ライン２３、代替冷却水戻りライン２４のそれぞれから、他プラントの原子炉等冷却設備１１０へ向かう代替冷却水供給ライン５１、代替冷却水戻りライン５２が延在され、代替冷却水供給ライン２３及び代替冷却水戻りライン２４にプラント切替弁５３が、代替冷却水供給ライン５１及び代替冷却水戻りライン５２にプラント切替弁５４がそれぞれ配設されている。これらのプラント切替弁５３、５４の操作により、原子炉等代替冷却設備５０内の代替冷却水が自プラントの原子炉等冷却設備１０と他プラントの原子炉等冷却設備１１０の少なくとも一方へ選定して供給される。

また、原子炉等冷却設備１０または１１０（図４では原子炉等冷却設備１０）においては、第１の実施の形態の原子炉等代替冷却設備２０と同様に、定検時及びプラント安全停止時に利用する非常用冷却系１３に属する非常用負荷１へ、原子炉等代替冷却設備５０からの代替冷却水を供給するための冷却系分配弁２５Ａが、代替冷却水供給ライン２３及び代替冷却水戻りライン２４に配設されている。更に、原子炉等冷却設備１０及び１１０においては、定検時のみ利用する常用冷却系１５に属する常用負荷５へ原子炉等代替冷却設備５０からの代替冷却水を供給するための冷却系分配弁２５Ｂが、代替冷却水供給ライン２３及び代替冷却水戻りライン２４に配設されている。これらの冷却系分配弁２５Ａ及び２５Ｂは、代替冷却水の供給に関して、非常用冷却系１３側の非常用負荷１と常用冷却系１５側の常用負荷５とを分離するものである。

更に、この原子炉等代替冷却設備５０には、プラント安全停止時に原子炉等代替冷却設備５０を利用する場合に、プラント切替弁５３、５４及び冷却系分配弁２５Ａを自動開または開許可する弁開閉関連インターロック回路５５と、同じくプラント安全停止時に原子炉等代替冷却設備５０を利用する場合に、冷却系分配弁２５Ｂを自動閉または開不許可する弁開閉関連インターロック回路５６とが設けられている。

弁開閉関連インターロック回路５５の動作によって、点検時及びプラント安全停止時に利用される非常用冷却系１３に属する非常用負荷１へ、プラント安全停止時に、原子炉等代替冷却設備５０の代替冷却水が供給される。このとき、非常用冷却系１３の負荷前後弁２７を開閉操作することで、非常用冷却系１３のうち必要な非常用負荷１へ上記代替冷却水を選択して供給することが可能となる。

また、弁開閉関連インターロック回路５６の動作によって、定検時のみに利用する常用冷却系１５に属する常用負荷５へ、プラント安全停止時に、原子炉等代替冷却設備５０の代替冷却水が供給されないことから、このプラント安全停止時に、定検時及びプラント安全停止に利用される非常用負荷１のみへ上記代替冷却水が供給されることになる。

尚、弁開閉関連インターロック回路５６を用いて冷却系分配弁２５Ｂを遠隔操作する代わりに、冷却系分配弁２５Ｂを手動操作弁とし、プラント安全停止時に冷却系分配弁２５Ｂを手動で閉操作してもよい。

従って、本実施の形態によれば、前記第１の実施の形態の効果（１）及び（２）と同様な効果を奏する他、次の効果（５）を奏する。

（５）プラント安全停止時に弁開閉関連インターロック回路５５によってプラント切替弁５３、５４及び冷却系分配弁２５Ａが開操作または開許可されることから、複数の原子力発電プラント間で原子炉等代替冷却設備５０からの代替冷却水を利用することができる。更にこのとき、弁開閉関連インターロック回路５６によって冷却系分配弁２５Ｂが閉操作または開不許可され、非常用冷却系１３側の負荷前後弁２７が開操作されることで、各原子力発電プラントにおいて、原子炉等代替冷却設備５０からの代替冷却水を利用する負荷を選定または制限することが可能となる。このため、プラント安全停止に必要な負荷のみへ原子炉等代替冷却設備５０の代替冷却水を確実に供給できるので、原子炉等代替冷却設備５０の合理的な運用を実現できる。

［Ｅ］第５の実施の形態（図５）
図５は、本発明に係る原子炉等代替冷却設備の第５の実施の形態を、原子炉等冷却設備とともに示す系統図である。この第５の実施の形態において、前記第１及び第４の実施の形態と同様な部分は、同一の符号を付して説明を簡略化し、または省略する。

本実施の形態の原子炉等代替冷却設備が前記第１及び第４の実施の形態の原子炉等代替冷却設備２０及び５０と異なる点は、複数の原子力発電プラントの原子炉等冷却設備１０、１１０毎に原子炉等代替冷却設備６０、６１が設置され、定検時には定検中の原子炉等冷却設備１０または１１０に対して複数の原子炉等代替冷却設備６０及び６１が共用化され、プラント安全停止時には各原子炉等冷却設備１０、１１０毎にそれぞれ原子炉等代替冷却設備６０、６１が分離されて独立に構成された点である。

つまり、原子炉等代替冷却設備６０及び６１は同様に構成され、原子炉等代替冷却設備６１は空気式冷凍機６５から原子炉等冷却設備１１０へ向かって代替冷却水供給ライン６３及び代替冷却水戻りライン６４が延び、この代替冷却水戻りライン６４に代替冷却循環ポンプ６２が配設される。これらの代替冷却水供給ライン６３及び代替冷却水戻りライン６４には、空気式冷凍機６５側にプラント切替弁５４が配設されると共に、原子炉等冷却設備１１０側に図示しない冷却系分配弁が配設されている。

そして、原子炉等代替冷却設備６０の代替冷却水供給ライン２３と原子炉等代替冷却設備６１の代替冷却水供給ライン６３が、プラント分離弁６７を備えた代替冷却設備共用ライン６８にて連結されている。更に、原子炉等代替冷却設備６０の代替冷却水戻りライン２４と原子炉等代替冷却設備６１の代替冷却水戻りライン６４とが、プラント分離弁６７を備えた代替冷却設備共用ライン６９にて連結されている。

定検時にはプラント分離弁６７が開操作されている。これにより、定検中のプラントの原子炉等冷却設備１０または１１０、例えば原子炉等冷却設備１０に対して原子炉等代替冷却設備６０及び６１が共用化される。このとき、定検中の例えば原子炉等冷却設備１０側のプラント切替弁５３が開操作されて、原子炉等代替冷却設備６０及び６１からの代替冷却水が、定検中の原子炉等冷却設備１０へ供給される。

また、プラント安全停止時にはプラント分離弁６７が閉操作されて、各原子炉等代替冷却設備６０、６１が原子炉等冷却設備１０、１１０毎に独立に分離される。このとき、プラント切替弁５３及び５４の開操作により、原子炉等代替冷却設備６０の代替冷却水が原子炉等冷却設備１０へ、原子炉等代替冷却設備６１の代替冷却水が原子炉等冷却設備１１０へそれぞれ供給される。このプラント安全停止時にプラント分離弁６７を閉操作、または開不許可する信号が、プラント分離弁開閉関連インターロック回路６６から出力されて、プラント分離弁６７が制御される。

従って、本実施の形態によれば、前記第１及び第４の実施の形態の効果（１）、（２）及び（５）と同様な効果を奏する他、次の効果（６）を奏する。

（６）複数の原子力発電プラントのそれぞれの原子炉等冷却設備１０、１１０毎に原子炉等代替冷却設備６０、６１が設置され、プラント安全停止時にプラント分離弁６７の閉操作によって、各原子炉等代替冷却設備６０、６１が原子炉等冷却設備１０、１１０毎に独立して構成される。このことから、原子炉等代替冷却設備６０、６１のいずれか１つの冷却機能が万一喪失した場合にも、全ての原子力発電プラントへ影響が及ぶことを回避でき、プラント安全停止に対する信頼性を向上させることができる。また、定検時にはプラント分離弁６７が開操作されて、定検中の原子炉等冷却設備１０または１１０に対して原子炉等代替冷却設備６０及び６１が共用化されるので、定検中の原子炉等冷却設備１０または１１０に対する冷却能力に十分な余裕度を確保できる。

［Ｆ］第６の実施の形態（図６）
図６は、本発明に係る原子炉等代替冷却設備の第６の実施の形態を、原子炉等冷却設備と共に示す系統図である。この第６の実施の形態において、前記第１及び第４の実施の形態と同様な部分は、同一の符号を付して説明を簡略化し、省略する。

本実施の形態の原子炉等代替冷却設備７０が前記第１及び第４の実施の形態の原子炉等代替冷却設備２０及び５０と異なる点は、原子炉等冷却設備１０、１１０に対し独立した専用の電源として、専用発電設備７１を備えた点である。従って、原子炉等代替冷却設備７０の代替冷却循環ポンプ２２や代替冷却設備関連動作機器類７２へは、専用発電設備７１から電源が供給される。

従って、本実施の形態によれば、前記第１及び第４の実施の形態の効果（１）、（２）及び（５）と同様な効果を奏する他、次の効果（７）を奏する。

（７）原子炉等代替冷却設備７０に原子炉等冷却設備１０、１１０に対し独立した専用の専用発電設備７１が設置されたことから、代替冷却水を供給すべき原子炉等冷却設備１０または１１０の非常用電源設備２８が喪失している場合にも、専用発電設備７１によって原子炉等代替冷却設備７０を起動させることができ、この原子炉等代替冷却設備７０を用いて原子炉等冷却設備１０、１１０を機能させることで、プラント安全停止を確実に実施できる。更に、原子炉等冷却設備１０または１１０の機能喪失した非常用電源設備２８へ、冷却水を供給した状態で当該非常用電源設備２８を復旧できるので、この非常用電源設備２８の過熱による機能喪失を防止できる。

［Ｇ］第７の実施の形態（図７）
図７は、本発明に係る原子炉等代替冷却設備の第７の実施の形態を示す系統図である。この第７の実施の形態において、前記第１及び第４の実施の形態と同様な部分は、同一の符号を付して説明を簡略化し、または省略する。

本実施の形態の原子炉等代替冷却設備８０が前記第１及び第４の実施の形態の原子炉等代替冷却設備２０及び５０と異なる点は、当該原子炉等代替冷却設備８０から原子炉等冷却設備１０、１１０へ代替冷却水を供給する前に、原子炉等代替冷却設備８０が原子炉等冷却設備１０、１１０と分離された状態において、当該原子炉等代替冷却設備８０内で代替冷却水を循環させておく点である。

つまり、図７（Ａ）に示すように、代替冷却水戻りライン２４には、代替冷却循環ポンプ２２の上流側と代替冷却水供給ライン２３とを連結する代替冷却設備循環ライン８１が設けられ、この代替冷却設備循環ライン８１に循環弁８２が配設されると共に、代替冷却水戻りライン２４の代替冷却循環ポンプ２２下流側に流量計８３が配設される。更に、代替冷却水供給ライン２３及び代替冷却水戻りライン２４には封水設備８４が設けられて、代替冷却水循環ポンプ２２の停止時にも代替冷却水供給ライン２３及び代替冷却水戻りライン２４内に必要量の水が保持される。また、図７（Ｂ）に示すように、代替冷却水戻りライン２４の代替冷却循環ポンプ２２の下流側に圧力計８５が設置される場合もある。

冷却系分配弁２５Ａ、プラント切替弁５３及び５４が閉操作されて、原子炉等代替冷却設備８０が原子力発電プラントの原子炉等冷却設備１０及び１１０から分離されている状態では、循環弁８２が開操作されている。この状態で、代替冷却循環ポンプ２２がプラント安全停止信号などにより起動され、または手動により起動されると、代替冷却水は代替冷却水戻りライン２４、空気式冷凍機２１、代替冷却水供給ライン２３及び代替冷却設備循環ライン８１間で循環する。このときの循環弁８２の開度は、代替冷却循環ポンプ２２の起動信号（または圧力計８５からの圧力信号）と流量計８３からの信号とによって、代替冷却循環ポンプ２２の最小流量が確保されるように調整される。

その後、冷却系分配弁２５Ａ、プラント切替弁５３及び５４が開操作され、且つ循環弁８２が閉操作されることによって、原子炉等代替冷却設備８０内で循環していた代替冷却水が原子炉等冷却設備１０、１１０へ供給される。

従って本実施の形態によれば、前記第１及び第４の実施の形態の効果（１）、（２）及び（５）と同様な効果を奏する他、次の効果（８）を奏する。

（８）原子炉等代替冷却設備８６が原子炉等冷却設備１０及び１１０から分離された状態で、代替冷却水を原子炉等代替冷却設備８０内で循環させるよう構成されたことから、特にプラント安全停止時に、冷却系分配弁２５Ａ、プラント切替弁５３及び５４の開操作と循環弁８２及び冷却水切替弁２６の閉操作とを略同時に実施して、非常用冷却系１３への冷却水の供給をほぼ継続した状態で、原子炉等代替冷却設備８０から当該非常用冷却系１３へ代替冷却水を迅速に供給することができる。

［Ｈ］第８の実施の形態（図８、図９）
図８は、本発明に係る原子炉等代替冷却設備の第８の実施の形態を、原子炉等冷却設備と共に示す系統図である。図９は、図８の原子炉等代替冷却設備の切替シーケンス図である。この第８の実施の形態において、前記第１、第５及び第７の実施の形態と同様な部分は、同一の符号を付して説明を簡略化し、または省略する。

本実施の形態は、第５及び第７の実施の形態の原子炉等代替冷却設備６０、６１及び８０を組み合わせた系統構成の原子炉等代替冷却設備９０、９１に制御回路が設けられて構成され、この制御回路は、プラント安全停止時に通常利用される原子炉等冷却設備１０、１１０が非常用冷却海水系１４の停止に伴い冷却機能を喪失した場合に、非常用負荷１への冷却水の供給を原子炉等代替冷却設備９０、９１に移行するための制御を実施する。

この制御回路は、プラント安全停止に移行する信号を受けて、原子炉等代替冷却設備９０、９１内の代替冷却水を循環させる代替冷却設備起動待機制御回路としての代替冷却設備起動待機インターロック回路９２と、原子炉等冷却設備１０、１１０の非常用冷却海水系１４の停止信号を受けて、原子炉等代替冷却設備９０、９１の代替冷却水を当該原子炉等冷却設備１０、１１０へ導くための弁及びポンプを動作させる代替冷却設備利用開始制御回路としての代替冷却設備利用開始インターロック回路９３とを有してなる。

具体的には、代替冷却設備起動待機インターロック回路９２は、プラント安全停止に移行する信号（原子炉スクラム信号または非常用ディーゼル発電設備起動信号など）を例えば原子炉等冷却設備１０から受けて、プラント分離弁６７を閉操作し、原子炉等代替冷却設備９０、９１のそれぞれの空気式冷凍機２１、６５及び代替冷却循環ポンプ２２、６２を起動させて、各原子炉等代替冷却設備９０、９１内で代替冷却水を循環運転状態とする。また、代替冷却設備利用開始インターロック回路９３は、原子炉等代替冷却設備９０、９１、例えば原子炉等代替冷却設備９０の非常用冷却海水ポンプ４の停止信号を受けて、原子炉等代替冷却設備９０の冷却系分配弁２５Ａ及びプラント切替弁５３を開操作し、非常用冷却水循環ポンプ３を停止させ、且つ冷却水切替弁２６及び循環弁８２を閉操作する。

尚、図８では、代替冷却設備起動待機インターロック回路９２及び代替冷却設備利用開始インターロック回路９３は、原子炉等代替冷却設備９０に属する弁及びポンプを制御するものを示すが、実際には原子炉等代替冷却設備９１に属する弁及びポンプをも制御する。

従って、本実施の形態によれば、第１、第５及び第７の実施の形態の効果（１）、（２）、（６）及び（８）と同様な効果を奏する他、次の効果（９）を奏する。

（９）プラント安全停止時に通常利用される原子炉等冷却設備１０、１１０が非常用冷却海水系１４の停止に伴って冷却機能を喪失した場合に、非常用負荷１への冷却水の供給を原子炉等代替冷却設備９０、９１に移行する代替冷却設備起動待機インターロック回路９２及び代替冷却設備利用開始インターロック回路９３が設けられたことから、上述の移行を速やかに実施でき、プラント安全停止の信頼性を向上させることができる。

［Ｉ］第９の実施の形態（図１０、図１１）
図１０は、本発明に係る原子炉等代替冷却設備の第９の実施の形態を、原子炉等冷却設備と共に示す系統図である。図１１は、図１０の原子炉等代替冷却設備の切替シーケンス図である。この第９の実施の形態において、前記第１、第５、第６及び第７の実施の形態と同様な部分は、同一の符号を付して説明を簡略化し、または省略する。

本実施の形態は、第５、第６及び第７の原子炉等代替冷却設備６０、６１、７０及び８０を組み合わせた系統構成の原子炉等代替冷却設備９５、９６に制御回路が設けられて構成され、この制御回路は、プラント安全停止時に通常利用される原子炉等冷却設備１０、１１０が非常用冷却海水系１４の停止に伴い冷却機能を喪失する場合に、非常用負荷１への冷却水の供給を原子炉等代替冷却設備９５、９６に移行するための制御を実施する。

この制御回路は、プラント安全停止時冷却系喪失信号を受けて原子炉等冷却設備１０、１１０を停止し、冷却水の切替準備をさせる冷却設備停止制御回路としての冷却設備停止インターロック回路９７と、冷却水の切替準備完了信号を受けて、原子炉等代替冷却設備９５、９６内の代替冷却水を原子炉等冷却設備１０、１１０へ供給するための弁及びポンプを動作させる代替冷却設備利用開始制御回路としての代替冷却設備利用開始インターロック回路９８とを有してなる。

具体的には、冷却設備停止インターロック回路９７は、プラント安全停止時冷却系喪失信号（例えば原子炉スクラム信号及び非常用冷却海水ポンプ４の全台停止信号など）を例えば原子炉等冷却設備１０から受けて、この原子炉等冷却設備１０の非常用冷却循環ポンプ３を停止し、冷却水切替弁２６を閉操作して、原子炉等代替冷却設備９５の代替冷却水供給ライン２３及び代替冷却水戻りライン２４内に速やかに水を張り、原子炉等冷却設備１０側の冷却水切替準備を迅速に実施する。

代替冷却設備利用開始インターロック回路９８は、例えば原子炉等冷却設備１０から冷却水切替準備完了信号を受けて、専用発電設備７１を稼働し、代替冷却設備関連動作機器類７２へ電源を供給し、原子炉等代替冷却設備９５の冷却系分配弁２５Ａ及びプラント切替弁５３を開操作すると共に、プラント分離弁６７及び原子炉等代替冷却設備９５の循環弁８２を閉操作し、原子炉等代替冷却設備９５の空気式冷凍機２１及び代替冷却循環ポンプ２２を起動させて、原子炉等代替冷却設備９５からの代替冷却水を原子炉等冷却設備１０の非常用冷却系１３へ供給する。更に、原子炉等冷却設備１０の非常用電源設備２８において非常用ディーゼル発電設備がトリップしている場合には、この非常用ディーゼル発電設備を再起動する。

尚、図１０では、冷却設備停止インターロック回路９７及び代替冷却設備利用開始インターロック回路９８は、原子炉等代替冷却設備９５に属するポンプ及び弁を制御するものを示すが、実際には、原子炉等代替冷却設備９６に属するポンプ及び弁をも制御する。

従って、本実施の形態によれば、第１、第５、第６及び第７の実施の形態の効果（１）、（２）、（６）、（７）及び（８）と同様な効果を奏する他、次の効果（１０）を奏する。

（１０）プラント安全停止時に通常利用される原子炉等冷却設備１０、１１０が非常用冷却海水系１４の停止に伴い冷却機能を喪失した場合に、非常用負荷１への冷却水の供給を原子炉等代替冷却設備９５、９６へ移行する冷却設備停止インターロック回路９７及び代替冷却設備利用開始インターロック回路９８が設けられたことから、上述の移行を速やかに実施でき、プラント安全停止の信頼性を向上させることができる。

以上、本発明を上記実施の形態に基づいて説明したが、本発明はこれに限定されるものではない。例えば、図１０に記載の系統の原子炉等代替冷却設備９５、９６に、図８に示す代替冷却設備起動待機インターロック回路９２及び代替冷却設備利用開始インターロック回路９３を適用して制御してもよい。

本発明に係る原子炉等代替冷却設備の第１の実施の形態を、原子炉等冷却設備と共に示す系統図。 本発明に係る原子炉等代替冷却設備の第２の実施の形態を、原子炉等冷却設備と共に示す系統図。 本発明に係る原子炉等代替冷却設備の第３の実施の形態を、原子炉等冷却設備と共に示す系統図。 本発明に係る原子炉等代替冷却設備の第４の実施の形態を、原子炉等冷却設備と共に示す系統図。 本発明に係る原子炉等代替冷却設備の第５の実施の形態を、原子炉等冷却設備とともに示す系統図。 本発明に係る原子炉等代替冷却設備の第６の実施の形態を、原子炉等冷却設備と共に示す系統図。 本発明に係る原子炉等代替冷却設備の第７の実施の形態を示す系統図。 本発明に係る原子炉等代替冷却設備の第８の実施の形態を、原子炉等冷却設備と共に示す系統図。 図８の原子炉等代替冷却設備の切替シーケンス図。 本発明に係る原子炉等代替冷却設備の第９の実施の形態を、原子炉等冷却設備と共に示す系統図。 図１０の原子炉等代替冷却設備の切替シーケンス図。 従来の原子炉等冷却設備を示す系統図。 従来の他の原子炉等冷却設備を示す系統図。

符号の説明

１０ 原子炉等冷却設備
１１ 非常用冷却設備
１２ 常用冷却設備
１３ 非常用冷却系
１４ 非常用冷却海水系
１５ 常用冷却系
１６ 常用冷却海水系
１９ 原子炉等冷却設備
２０ 原子炉等代替冷却設備
２１ 空気式冷凍機
２２ 代替冷却循環ポンプ
２３ 代替冷却水供給ライン
２４ 代替冷却水戻りライン
２５Ａ、２５Ｂ 冷却系分配弁
２８ 非常用電源設備
３０ 原子炉等代替冷却設備
３１、３２ タイライン
３３Ａ、３３Ｂ、３４Ａ、３４Ｂ タイライン切替弁
３５ 切替スイッチ
４０ 原子炉等代替冷却設備
４１ 放射線モニタ（放射線監視装置）
５０ 原子炉等代替冷却設備
５３、５４ プラント切替弁
６０、６１ 原子炉等代替冷却設備
６７ プラント分離弁
６８、６９ 代替冷却設備共用ライン
７０ 原子炉等代替冷却設備
７１ 専用発電設備
８０ 原子炉等代替冷却設備
８１ 代替冷却設備循環ライン
８２ 循環弁
９０、９１ 原子炉等代替冷却設備
９２ 代替冷却設備起動待機インターロック回路（代替冷却設備起動待機制御回路）
９３ 代替冷却設備利用開始インターロック回路（代替冷却設備利用開始制御回路）
９５、９６ 原子炉等代替冷却設備
９７ 冷却設備停止インターロック回路（冷却設備停止制御回路）
９８ 代替冷却設備利用開始インターロック回路（代替冷却設備利用開始制御回路）
１１０ 原子炉等冷却設備

Claims (13)

1. 原子炉停止時に発生する炉心の崩壊熱、使用済燃料プール内の崩壊熱、その他機器などから発生する熱を冷却して除去する原子炉等冷却設備に接続され、
   代替冷却水を大気により冷却する空気式冷凍機と、代替冷却水を循環させる代替冷却循環ポンプとを有し、前記原子炉等冷却設備の海水系に替えて利用される原子炉等代替冷却設備において、
   設計想定を超える地震に対して健全性が確保される耐震グレードに設計されると共に、非常用電源設備から電源が供給されるよう構成され、且つ、設計想定を超える津波に対して健全性が確保される構造に構成されたことを特徴とする原子炉等代替冷却設備。
2. 前記原子炉等冷却設備における非常用冷却系または常用冷却系の冷却水が循環する循環経路に、代替冷却水供給ライン及び代替冷却水戻りラインが接続されたことを特徴とする請求項１に記載の原子炉等代替冷却設備。
3. 前記原子炉等冷却設備には、同一種類の負荷を冷却する複数の非常用冷却系間または常用冷却系間にタイラインが配設され、このタイラインに代替冷却水供給ライン及び代替冷却水戻りラインが接続されると共に、
   前記タイラインには、前記非常用冷却系または前記常用冷却系の複数の系統のいずれかを選択して代替冷却水を供給するためのタイライン切替弁が設置されたことを特徴とする請求項１または２に記載の原子炉等代替冷却設備。
4. 前記タイライン切替弁により選択された非常用冷却系に属する非常用電源設備から、原子炉等代替冷却設備へ電源が供給されるよう構成されたことを特徴とする請求項１乃至３のいずれかに記載の原子炉等代替冷却設備。
5. 放射性流体の漏洩防止のために加圧運用されている非常用冷却系を有する原子炉等冷却設備に対し、加圧運用される前記非常用冷却系に放射線監視装置を設置して、当該非常用冷却系からの放射性流体の漏洩を監視することにより当該非常用冷却系を常圧化して運用し、
   この常圧化された非常用冷却系が、常圧運用されている他の非常用冷却系及び常用冷却系と共に、原子炉等代替冷却設備を共用化するよう構成されたことを特徴とする請求項１乃至４のいずれかに記載の原子炉等代替冷却設備。
6. 前記原子炉等冷却設備において定検時にのみ利用する負荷と、プラント安全停止に関連する負荷とを分離する冷却系分配弁が、代替冷却水供給ライン及び代替冷却水戻りラインに配設され、プラント安全停止時に前記冷却系分配弁を操作することで、原子炉等代替冷却設備の代替冷却水を前記プラント安全停止に関連する負荷へ選択して供給するよう構成されたことを特徴とする請求項１乃至５のいずれかに記載の原子炉等代替冷却設備。
7. 前記代替冷却水供給ライン及び代替冷却水戻りラインには、複数のプラントのそれぞれの原子炉等冷却設備へ原子炉等代替冷却設備の代替冷却水を選定して供給するためのプラント切替弁が配設されたことを請求項１乃至６のいずれかに記載の原子炉等代替冷却設備。
8. 複数のプラントのそれぞれの原子炉等冷却設備毎に原子炉等代替冷却設備が設置され、これら複数の原子炉等代替冷却設備における代替冷却水供給ライン同士と代替冷却水戻りライン同士とが、プラント分離弁を備えた代替冷却設備共用ラインにてそれぞれ接続され、
   定検時に前記プラント分離弁が開操作されて、複数の前記原子炉等代替冷却設備から定検中の前記原子炉等冷却設備へ代替冷却水が供給され、また、プラント安全停止時に前記プラント分離弁が閉操作されて、各プラントの前記原子炉等冷却設備へ、対応する前記原子炉等代替冷却設備から代替冷却水が供給されるよう構成されたことを特徴とする請求項１乃至７のいずれかに記載の原子炉等代替冷却設備。
9. 前記非常用電源設備は、原子炉等代替冷却設備に専用の発電設備であることを特徴とする請求項１乃至８のいずれかに記載の原子炉等代替冷却設備。
10. 前記代替冷却水供給ラインと代替冷却水戻りラインとの間に、循環弁を備えた代替冷却設備循環ラインが配設され、原子炉等代替冷却設備が原子炉等冷却設備から分離された状態で、前記代替冷却水供給ライン、前記代替冷却設備循環ライン、前記代替冷却水戻りライン及び空気式冷凍機間で代替冷却水が循環可能に構成されたことを特徴とする請求項１乃至９のいずれかに記載の原子炉等代替冷却設備。
11. プラント安全停止時に通常利用される前記原子炉等冷却設備が、海水系の停止に伴い冷却機能を喪失した場合に、冷却水の供給を原子炉等代替冷却設備へ移行するための制御回路が設けられたことを特徴とする請求項１乃至１０のいずれかに記載の原子炉等代替冷却設備。
12. 前記制御回路は、プラント安全停止に移行する信号を受けて、原子炉等代替冷却設備内で代替冷却水を循環させる代替冷却設備起動待機制御回路と、
    原子炉等冷却設備の海水系の停止信号を受けて、前記原子炉等代替冷却設備の代替冷却水を当該原子炉等冷却設備へ導くための弁及びポンプを動作させる代替冷却設備利用開始制御回路と、を有することを特徴とする請求項１１に記載の原子炉等代替冷却設備。
13. 前記制御回路は、プラント安全停止時冷却系喪失信号を受けて、原子炉等冷却設備を停止し、冷却水の切替準備を実施させる冷却設備停止制御回路と、
    冷却水切替準備完了信号を受けて、原子炉等代替冷却設備内の代替冷却水を前記原子炉等冷却設備へ供給するための弁及びポンプを動作させる代替冷却設備利用開始制御回路と、を有することを特徴とする請求項１１に記載の原子炉等代替冷却設備。

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