JP2008203023A - Cooling system of nuclear power plant - Google Patents
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Abstract
Description
本発明は、原子力プラントの冷却系に関し、特に、独立した2系統以上の冷却系を有する使用済燃料貯蔵プール水冷却系に関する。 The present invention relates to a cooling system for a nuclear power plant, and more particularly to a spent fuel storage pool water cooling system having two or more independent cooling systems.
原子力プラントにおいて、原子炉の運転に使用され一定期間原子炉内で照射された使用済燃料は、使用済燃料貯蔵プールに一定期間貯蔵保管している間に崩壊熱を放出するため使用済燃料貯蔵プール水により冷却されるが、その結果、使用済燃料貯蔵プール水温度は上昇することになる。このため、使用済燃料から発する崩壊熱により温められた燃料貯蔵プール水は、プラントの通常運転中は使用済燃料貯蔵プール水冷却系により冷却される必要がある。 In nuclear power plants, spent fuel that has been used for reactor operation and irradiated in the reactor for a certain period of time is stored in the spent fuel storage pool to release decay heat while being stored in the spent fuel storage pool for a certain period of time. Although cooled by the pool water, the spent fuel storage pool water temperature will rise as a result. For this reason, the fuel storage pool water warmed by the decay heat generated from the spent fuel needs to be cooled by the spent fuel storage pool water cooling system during normal operation of the plant.
また、定期検査等でプラントを停止する場合は使用済燃料プールに保管された使用済燃料に加え、原子炉内炉心燃料の冷却を行うため、使用済燃料貯蔵プール水冷却系として、余熱除去系と燃料プール水冷却系の両方を併用して冷却している。 In addition, when shutting down the plant for periodic inspections, in addition to the spent fuel stored in the spent fuel pool, the core fuel in the reactor is cooled, so the residual heat removal system is used as the spent fuel storage pool water cooling system. And the fuel pool water cooling system are used in combination.
図3は定期検査時における原子炉34及び原子炉ウェル9及び使用済燃料貯蔵プール8に接続される従来の冷却系の構成を示したものである。
なお、本明細書では「使用済燃料貯蔵プール水」とは、使用済燃料貯蔵プール8の保有水のみならず、原子炉ウェル9及び原子炉34のトータルの保有水を指す場合もある。
FIG. 3 shows the configuration of a conventional cooling system connected to the
In the present specification, “spent fuel storage pool water” may refer to not only the water retained in the spent
図3において、燃料プール水冷却系は、燃料プール水冷却系ポンプ6により燃料プール水を循環し、燃料プール水冷却系熱交換器7を通して補機冷却水系入口配管16から供給される冷却水により原子炉34内の炉心燃料30と使用済燃料貯蔵プール内燃料ラック34に貯蔵された使用済燃料から発する崩壊熱を除去する。
補機冷却水系は、補機冷却水系熱交換器24を通して補機冷却海水系27により冷却され、最終的に熱は海に放出される。
In FIG. 3, the fuel pool water cooling system circulates the fuel pool water by the fuel pool water
The auxiliary cooling water system is cooled by the auxiliary
燃料プール水冷却系以外に原子炉内炉心燃料30から発する崩壊熱を除去するための系統として余熱除去系があり、原子炉再循環ポンプ入口側配管11から余熱除去系入口側配管14が分岐し、余熱除去系出口側配管15は原子炉再循環ポンプ出口側配管12へ合流し、原子炉内のジェットポンプ31から炉内に放出される。
In addition to the fuel pool water cooling system, there is a residual heat removal system as a system for removing decay heat generated from the
定期検査時に原子炉34及び原子炉ウェル9が満水となり原子炉34が開放された場合は、燃料プール水冷却系と余熱除去系を併用して崩壊熱の除去を行うこともできるが、原子力プラントの定期検査時には補機冷却海水系取水路の点検及び清掃、並びに余熱除去系自体のメンテナンス等を行う必要もあり、1個の冷却水系を連続して運転することができず複数の冷却水系を切替えている。
If the
例えば、特許文献1では、海水による冷却水系以外に、代替用に空冷式の冷却水系を備えるとともに両者を切換可能とし、使用済燃料プールに保管された使用済燃料及び原子炉内炉心燃料の除熱を継続的に実施できるようにされている。
近年、原子炉の熱出力の増加、運転期間の長期化、等によって使用済燃料からの崩壊熱が増大する傾向にあるが、定期検査中に原子炉を開放してこのような使用済燃料から発生する崩壊熱を除去する際、設計で考慮されていた量よりも多く除熱しなければならない場合が多くなってきている。 In recent years, decay heat from spent fuel tends to increase due to an increase in the thermal output of reactors, prolonged operation period, etc., but the reactor is opened during such periodic inspections. In order to remove the decay heat that is generated, it is increasingly necessary to remove more heat than was considered in the design.
しかしながら、既存の燃料プール水冷却系はそのような状況に対応できるように設計されておらず、十分な除熱が行えない場合があり、その際、燃料プール水温が上昇する恐れがある。その結果、建屋内の空調設備に余分な負荷がかかったり、また、燃料交換を行う際に使用済燃料貯蔵プール周辺の環境温度が上昇し、燃料交換作業に支障が出る恐れがある。 However, the existing fuel pool water cooling system is not designed to cope with such a situation, and sufficient heat removal may not be performed. In this case, the fuel pool water temperature may increase. As a result, there is a possibility that an extra load is applied to the air conditioning equipment in the building, and the environmental temperature around the spent fuel storage pool rises when the fuel is changed, which hinders the fuel change operation.
また、定期検査期間の短縮のために余熱除去系を停止させる場合についても同様に、燃料プール水冷却系の必要除熱量も増加することから使用済燃料貯蔵プールの除熱能力を増加させる必要があるが、従来の燃料プール水冷却系ではその対応が困難であった。
また、従来は、定期検査時に補機冷却海水系、余熱除去系等複数の冷却系を頻繁に切替えており、それにより運転員の作業負担が増大するという課題があった。
Similarly, when the residual heat removal system is stopped to shorten the periodic inspection period, the heat removal capacity of the spent fuel storage pool needs to be increased because the required heat removal amount of the fuel pool water cooling system also increases. However, it has been difficult to cope with the conventional fuel pool water cooling system.
In addition, conventionally, a plurality of cooling systems such as an auxiliary machine cooling seawater system and a residual heat removal system are frequently switched during a regular inspection, which increases the work load on the operator.
本発明は、上記課題を解決するためになされたものであり、原子炉の運転に使用され一定期間原子炉内で照射された使用済燃料を貯蔵する使用済燃料貯蔵プールと、前記使用済燃料貯蔵プールに接続した原子炉ウェルと、前記燃料プール水冷却系を有する原子力プラントにおいて、燃料プール水冷却系は独立した2系統以上の冷却系からなるとともに、そのうちの少なくとも1系統の冷却系は燃料プール水補助冷却水系と二次ループ冷却水系からなることを特徴とする。 The present invention has been made to solve the above-described problems, and includes a spent fuel storage pool that stores spent fuel that is used in the operation of a reactor and irradiated in the reactor for a certain period of time, and the spent fuel. In a nuclear power plant having a reactor well connected to a storage pool and the fuel pool water cooling system, the fuel pool water cooling system comprises two or more independent cooling systems, and at least one of these cooling systems is a fuel system. It consists of a pool water auxiliary cooling water system and a secondary loop cooling water system.
また、本発明は、原子炉の運転に使用され一定期間原子炉内で照射された使用済燃料を貯蔵する使用済燃料貯蔵プールと、前記使用済燃料貯蔵プールに接続した原子炉ウェルと、燃料プール水冷却系を有する原子力プラントにおいて、前記燃料プール水冷却系に2基以上の熱交換器が直列に設置されるとともに、前記2基以上の熱交換器はそれぞれ独立した補機冷却水系又は二次ループ冷却水系により冷却されることを特徴とする。 The present invention also relates to a spent fuel storage pool for storing spent fuel that has been used in the operation of the reactor and irradiated in the reactor for a certain period of time, a reactor well connected to the spent fuel storage pool, a fuel In a nuclear power plant having a pool water cooling system, two or more heat exchangers are installed in series in the fuel pool water cooling system, and the two or more heat exchangers are independent auxiliary cooling water systems or two It is cooled by the next loop cooling water system.
本発明は上記特徴的な構成を有することにより、使用済燃料の崩壊熱が多い場合でも独立した複数系統の冷却系により燃料プール水の冷却を行うことができるとともに、1系統の冷却系を隔離しても他の冷却系により連続して燃料プール水の冷却が可能な構成となっており、冷却系切替に要する運転員の負担が軽減でき、かつ、定検時間も短くすることができる。 According to the present invention having the above-described characteristic configuration, even when the decay heat of the spent fuel is large, the fuel pool water can be cooled by a plurality of independent cooling systems, and one cooling system is isolated. However, the fuel pool water can be continuously cooled by another cooling system, so that the burden on the operator required for switching the cooling system can be reduced and the regular inspection time can be shortened.
以下、本発明に係る余熱除去系の実施例について、図面を参照して説明する。
(第1の実施の形態)
本発明に係る第1の実施の形態を、図1を用いて説明する。
図1は、原子力プラントの燃料プール水冷却系において、既設の燃料プール水冷却系40に加えて、独立した冷却系統を形成するように設置された燃料プール水補助冷却水系43及び二次ループ冷却水系44を示したものである。
Embodiments of the residual heat removal system according to the present invention will be described below with reference to the drawings.
(First embodiment)
A first embodiment according to the present invention will be described with reference to FIG.
FIG. 1 shows a fuel pool water cooling system of a nuclear power plant, in addition to an existing fuel pool
原子炉の熱出力の増加等で原子炉からの熱出力が増大した場合や、定期検査期間の短縮のために原子炉34内の炉心燃料からの発熱量が従来の設計値よりも大きいため燃料プール水の除熱容量の強化が必要となる場合、既存の冷却水系に併用して、前記燃料プール水補助冷却水系43及び二次ループ冷却水系44を起動する。
When the heat output from the reactor increases due to an increase in the heat output of the reactor, etc., or because the calorific value from the core fuel in the
燃料プール水補助冷却水系43は、吸込配管32、吐出配管33、補助冷却水系ポンプ21、及び補助冷却水系熱交換器4から構成され、使用済燃料貯蔵プール水はこの燃料プール水補助冷却水系43を循環し除熱される。
前記補助冷却水系熱交換器4は、閉ループを構成する二次ループ冷却水系44により冷却され、昇温した二次ループ冷却水1は二次ループ冷却水系熱交換器3により冷却される。
The fuel pool water auxiliary
The auxiliary cooling water system heat exchanger 4 is cooled by a secondary loop
燃料プール水は放射性を帯びているため、閉ループである二次ループ冷却水系44により冷却されるため、仮に補助冷却水系熱交換器4内部で漏えいが起きても燃料プール水が直接外部に放出しない構成になっている。
Since the fuel pool water is radioactive, it is cooled by the secondary loop
上記のように構成された燃料プール水補助冷却水系43及び二次ループ冷却水系44は、原子炉の熱出力の増加等で原子炉からの熱出力が増大した場合や、定期検査期間の短縮のために原子炉(図示せず)内の炉心燃料からの発熱量が従来の設計値よりも大きいため燃料プール水の除熱容量の強化が必要となる場合、既設の冷却水系と併用して起動され、燃料プール水を冷却する。
The fuel pool water auxiliary
なお、図1では、燃料プール水補助冷却水系43及び二次ループ冷却水系44からなる冷却水系は1系統であるが、予想される除熱容量の大きさに応じて複数系統にしてもよいことはもちろんである。
In FIG. 1, the cooling water system composed of the fuel pool water auxiliary
本第1の実施の形態によれば、使用済燃料貯蔵プール内燃料ラック29の貯蔵燃料及び原子炉内炉心燃料30の崩壊熱が多い場合に、独立した複数系統の冷却系により燃料プール水の冷却を行うことができる。
また、定期検査時に点検等において一つの冷却系を隔離しても他の冷却系により連続して燃料プール水を冷却することが可能であり、冷却系切替に要する運転員の負担が軽減する。
According to the first embodiment, when there is a lot of decay heat of the fuel stored in the spent fuel storage
Further, even if one cooling system is isolated during inspection or the like during periodic inspections, the fuel pool water can be continuously cooled by another cooling system, reducing the burden on the operator for switching the cooling system.
(第2の実施の形態)
本発明の第2の実施の形態は、二次ループ冷却水系の交換器3として空気冷却式熱交換器3’を用いたものである。
(Second Embodiment)
In the second embodiment of the present invention, an air-cooled
通常、補機冷却水系41は補機冷却海水系42を通して最終的には海水により冷却されるが、原子炉の停止検査時は取水路の点検及び清掃のために補機冷却海水系42が運転できない場合がある。その場合でも、上記燃料プール水補助冷却水系43及び二次ループ冷却水系44を運転することにより、上記海水系の切替えに依存しない空気冷却式熱交換器によって貯蔵燃料の崩壊熱の除去を行うことができる。
Normally, the auxiliary
また、二次ループ冷却水系の熱交換機として空気冷却式熱交換器を用いたことにより、熱を大気に放出することが可能となり、その結果、工事量を軽減でき、また、海水温度上昇による環境への影響を最小限に留めることができる。 In addition, by using an air-cooled heat exchanger as a heat exchanger for the secondary loop cooling water system, it is possible to release heat to the atmosphere, resulting in a reduction in the amount of construction and an environment caused by a rise in seawater temperature. Can be kept to a minimum.
また、熱交換器4を冷却するための二次ループ冷却水系44の二次ループ冷却水系熱交換器3として、空気冷却式と海水冷却式の二つの熱交換器を設置してもよい。これにより原子炉の停止検査時における取水路の点検及び清掃のため、海水冷却式の熱交換機が使用ができない場合は、空気冷却式熱交換器3を利用して冷却することにより、取水路の点検及び清掃作業に制約されることなく冷却を継続することが可能である。
Moreover, as the secondary loop cooling water
(第3の実施の形態)
本発明に係る第3の実施の形態を、図2を用いて説明する。
第3の実施の形態に係る燃料プール水冷却系は、燃料プール水冷却系40の熱交換器7の上流側に熱交換器4を設置し、燃料プール水冷却系の熱交換器7の冷却に用いる補機冷却水系41とは系統的に分離した二次ループ冷却水系44により熱交換器4を冷却する。
(Third embodiment)
A third embodiment according to the present invention will be described with reference to FIG.
In the fuel pool water cooling system according to the third embodiment, the heat exchanger 4 is installed on the upstream side of the
上記構成により、使用済燃料貯蔵プール8の使用済燃料から発する崩壊熱が多い場合は、二次ループ冷却水系44及び補機冷却水系41を起動し、独立した複数の冷却水系によって使用済燃料貯蔵プールの除熱を行うことができる。
With the above configuration, when there is a lot of decay heat generated from the spent fuel in the spent
また、二次ループ冷却水系熱交換器3として空気冷却式熱交換器3’を用いてもよい。これにより原子炉の停止検査時における取水路の点検及び清掃のため補機冷却海水系が運転できない場合は、空気冷却式熱交換器3’を有する二次ループ冷却水系により燃料プール水を冷却することができる。
An air-cooled
また、二次ループ冷却水系の熱交換機として空気冷却式熱交換器を用いたことにより、熱を大気に放出することが可能となり、その結果、工事量を軽減でき、また、海水温度上昇による環境への影響を最小限に留めることができる。 In addition, by using an air-cooled heat exchanger as a heat exchanger for the secondary loop cooling water system, it is possible to release heat to the atmosphere, resulting in a reduction in the amount of construction and an environment caused by a rise in seawater temperature. Can be kept to a minimum.
さらに、空気冷却式熱交換器3’を海水冷却式熱交換器で冷却する燃料プール水冷却系熱交換器7の上流に設置することにより、空気冷却式熱交換器3’から十分に冷却した水を下流側の燃料プール水冷却系熱交換器7に通水することが可能である。
Furthermore, the air-cooled
また、原子炉の停止検査時における取水路の清掃のため補機冷却海水系42が運転できない場合は、補助冷却水系41の二次ループ冷却水系44における空気冷却式熱交換器(図示せず)により燃料プール水の冷却を行うとともに、燃料プール水冷却系40の熱交換器7の入口配管22の温度を極力低下させた水を下流側の熱交換器7に送ることにより、補機冷却水系41側の出口配管17の温度を一定値以下に下げることで、補機冷却水系41から発生した負荷の除熱を燃料プール水冷却系40の熱交換器7で行うことも可能である。
In addition, when the auxiliary
1…二次ループ冷却水系、2…二次ループ冷却水系ポンプ、3…二次ループ冷却水系熱交換器、4…燃料プール水補助冷却系熱交換器、5…燃料プール水冷却系スキマサージタンク、6…燃料プール水冷却系ポンプ、7…燃料プール水冷却系熱交換器、8…使用済燃料貯蔵プール、9…原子炉ウェル、10…燃料移送用カナル、11…原子炉再循環ポンプ入口側配管、12…原子炉再循環ポンプ出口側配管、13…原子炉再循環ポンプ、14…余熱除去系入口側配管、15…余熱除去系出口側配管、16…補機冷却水系入口配管、17…補機冷却水系出口配管、18…原子炉建屋壁、19…補助冷却水系供給配管、20…補助冷却水系戻り配管、21…燃料プール水補助冷却系ポンプ、22…燃料プール水冷却系熱交換器入口配管、24…補機冷却水系熱交換器、25…補機冷却水系ポンプ、26…補機冷却海水系ポンプ、27…補機冷却海水系、28…海、29…使用済燃料貯蔵プール内燃料ラック、30…原子炉内炉心燃料、31…ジェットポンプ、32…燃料プール水補助冷却系吸込配管、33…燃料プール水補助冷却系吐出配管、34…原子炉、40…燃料プール水冷却系、41…補機冷却水系、42…補機冷却海水系、43…燃料プール水補助冷却水系、44…二次ループ冷却水系。
DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Secondary loop cooling water system, 2 ... Secondary loop cooling water system pump, 3 ... Secondary loop cooling water system heat exchanger, 4 ... Fuel pool water auxiliary cooling system heat exchanger, 5 ... Fuel pool water cooling system skimmer surge tank , 6 ... Fuel pool water cooling system pump, 7 ... Fuel pool water cooling system heat exchanger, 8 ... Spent fuel storage pool, 9 ... Reactor well, 10 ... Fuel transfer canal, 11 ... Reactor recirculation pump inlet Side piping, 12 ... Reactor recirculation pump outlet side piping, 13 ... Reactor recirculation pump, 14 ... Remaining heat removal system inlet side piping, 15 ... Remaining heat removal system outlet side piping, 16 ... Auxiliary machine cooling water system inlet piping, 17 Auxiliary cooling water system outlet piping, 18 ... Reactor building wall, 19 ... Auxiliary cooling water system supply piping, 20 ... Auxiliary cooling water system return piping, 21 ... Fuel pool water auxiliary cooling system pump, 22 ... Fuel pool water cooling system heat exchange Inlet piping, 24 ... supplement Cooling water system heat exchanger, 25 ... Auxiliary cooling water system pump, 26 ... Auxiliary cooling seawater system pump, 27 ... Auxiliary cooling seawater system, 28 ... Sea, 29 ... Fuel rack in spent fuel storage pool, 30 ... Reactor Inner core fuel, 31 ... jet pump, 32 ... fuel pool water auxiliary cooling system suction pipe, 33 ... fuel pool water auxiliary cooling system discharge pipe, 34 ... reactor, 40 ... fuel pool water cooling system, 41 ... auxiliary
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