JP2011107001A

JP2011107001A - 非常用炉心冷却装置

Info

Publication number: JP2011107001A
Application number: JP2009263447A
Authority: JP
Inventors: Yoshiyuki Kataoka; 良之片岡; Tomohiko Ikegawa; 智彦池側
Original assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Current assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Priority date: 2009-11-19
Filing date: 2009-11-19
Publication date: 2011-06-02
Anticipated expiration: 2029-11-19
Also published as: JP5586213B2

Abstract

【課題】原子力プラントの系統構成を簡素化でき、オンラインメンテナンスができる非常用炉心冷却装置を提供する。
【解決手段】ＢＷＲプラントの運転時に、原子炉浄化系１５が原子炉圧力容器１内の冷却水を浄化する。３区分の安全系、及び原子炉浄化系１５と兼用の安全系９５が設けられる。区分IIIの安全系のＬＰＦＬでオンラインメンテナンスを行っているとき、ＬＯＣＡが発生したとする。このとき、区分IIの安全系の非常用ＤＧ６６が故障し、区分Ｉの安全系のＬＰＦＬ配管が破断している。制御装置９７は、第１切替え装置８６を切替え、非常用ＤＧ４８で生じた電力で浄化系ポンプ１９Ａを駆動させる。原子炉浄化系１５の浄化系配管１６と圧力抑制プール９を接続した冷却水配管２２の開閉弁２５Ａが開き、圧力抑制プール９の冷却水が非再生熱交換器１７Ａで冷却され、原子炉圧力容器１に注入される。
【選択図】図１

Description

本発明は、非常用炉心冷却装置に係り、特に、沸騰水型原子炉に適用するのに好適な非常用炉心冷却装置に関する。

沸騰水型原子力プラント等の原子力プラントは、非常用炉心冷却系、及び非常用ディーゼル発電機（以下、非常用ＤＧという）等の非常用電源を有する多重の安全系を備えている。この安全系の多重化により、原子炉圧力容器に接続された配管破断による冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）が発生したときに、一系統の安全系に含まれる機器に故障が発生したとしても、残りの安全系で原子力プラントを安全に冷却し停止状態にすることを可能にしている。例えば、改良型の沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ；Advanced Boiling Water Reactor）では、高圧注水系、残留熱除去系を有する低圧注水系、及びそれらの非常用ＤＧを備えた安全系が、３区分設けられている。３区分の安全系を設けることにより、一基の非常用ＤＧが故障してこの非常用ＤＧを含む１つの区分の安全系における冷却系が不作動になり、かつ、残りの２区分のうち、１つの区分の安全系に含まれる非常用炉心冷却系の高圧注水系あるいは低圧注水系のいずれかで配管が破断しても、残っている健全な安全系で原子炉の炉心を冷却することができる。３区分の安全系を備えた非常用炉心冷却装置の例が、特開昭６２−２１７１９３号公報に記載されている（第２図参照）。

原子力プラントの稼働率を向上させるために、非常用炉心冷却装置の安全系に設けられた機器の点検保守を原子力プラントの運転中に実施し、原子力プラントの停止中に実施する定期検査期間を短縮する、オンラインメンテナンスの適用が考えられている。非常用炉心冷却装置では、炉心及び格納容器の冷却に必要な安全系を、ＬＯＣＡが発生したときに作動できるように、待機状態にしておく必要がある。非常用炉心冷却装置において１区分の安全系を対象にオンラインメンテナンスを行う場合においても、オンラインメンテナンス時にＬＯＣＡが発生したときに少なくとも１区分の安全系を作動させなければならない。このため、安全系を１区分増やし、４区分の安全系を有する非常用炉心冷却装置が提案されている。

４区分の安全系を有する非常用炉心冷却装置では、１区分の安全系で非常用ＤＧが故障し、他の１区分の安全系で配管が破断し、さらに、他の１区分の安全系でオンラインメンテナンスを実施して、３区分の安全系が作動できない状態になっていても、ＬＯＣＡが発生したときには残りの１区分の安全系で原子炉の炉心を冷却することができる。

４区分の安全系を設けてオンラインメンテナンスを可能にした非常用炉心冷却装置の例が、特開２００８−２８１４２６号公報に提案されている。特開２００８−２８１４２６号公報に記載された非常用炉心冷却装置は、３区分の動的安全系及び１区分の静的安全系を備えている。

沸騰水型原子力プラントにおいて、常用系の原子炉浄化系を、ＬＯＣＡ時において原子炉の炉心に冷却水を注水する非常時の冷却系として用いることが提案されている（特開平６−１６０５８６号公報、特開平７−３１８６８７号公報及び特開平８−６２３７３号公報参照）。特開平６−１６０５８６号公報では、圧力抑制プールを原子炉浄化系の非再生熱交換器とろ過脱塩器の間の浄化系配管に接続し、水源を多様化している。ＬＯＣＡが発生したとき、圧力抑制プール内の冷却水が、原子炉浄化系の浄化系配管を通して原子炉の炉心に供給される。

特開平７−３１８６８７号公報及び特開平８−６２３７３号公報では、ＬＯＣＡが発生したとき、圧力抑制プール内の冷却水が、原子炉浄化系の非再生熱交換器で冷却された後、原子炉浄化系の浄化系配管を通して原子炉の炉心に供給される。

特開昭６２−２１７１９３号公報特開２００８−２８１４２６号公報特開平６−１６０５８６号公報特開平７−３１８６８７号公報特開平８−６２３７３号公報

特開２００８−２８１４２６号公報に記載された非常用炉心冷却装置は、４区分の安全系を備えており、オンラインメンテナンスを実施するために１区分の安全系（静的安全系）を増やす必要がある。このため、原子力プラントの系統構成が大型化している。また、特開平６−１６０５８６号公報、特開平７−３１８６８７号公報及び特開平８−６２３７３号公報では、非常用炉心冷却装置のオンラインメンテナンスについて言及していない。

本発明の目的は、原子力プラントの系統構成を簡素化することができ、オンラインメンテナンスを実施できる非常用炉心冷却装置を提供することにある。

上記した目的を達成するため本発明の特徴は、高圧炉心注水系、低圧注水系及び非常用電源装置を有する３区分の安全系と、
原子炉圧力容器に接続された浄化系配管、この浄化系配管に設けられた冷却装置、第２ポンプ及び浄化装置、第１開閉弁が設置されて圧力抑制プールと浄化系配管とを冷却装置の上流で接続する冷却水配管、浄化系配管と冷却水配管の接続点よりも上流で浄化系配管に設けられた第２開閉弁、及び浄化装置をバイパスして両端が浄化系配管に接続されたバイパス配管を有する原子炉浄化系と、
常用母線に接続された第１端子、及び第２端子を有し、第２ポンプを第１端子及び第２端子のいずれかに接続する第１切替え装置、及び３系統の安全系のそれぞれの非常用電源装置に別々に接続された３つの第３端子を有し、これらの第３端子のうちの１つの第３端子に第２端子を接続して第２端子に接続される非常用電源装置を切替える第２切替え装置を有する電源切替え装置と、
第１切替え装置及び第２切替え装置の切替え制御を行う制御装置とを備えたことにある。

上記した原子炉浄化系及び電源切替え装置を備えているので、３区分の安全系のうち１区分の安全系に対してオンラインメンテナンスを実施している状態で冷却材喪失事故が発生したとき、他の２区分の安全系が何らかの原因で作動しない場合であっても、原子炉浄化系を１系統の安全系として用い、原子炉浄化系に設けられた第２ポンプを、オンラインメンテナンスを実施している区分の非常用電源装置からの電力で駆動し、原子炉浄化系に設けられた冷却装置で圧力抑制プールの冷却水を冷却して原子炉圧力容器内に注水することができる。原子炉浄化系を１区分の安全系と兼用するので、オンラインメンテナンスに備えて新たな安全系を設ける必要がないので、原子力プラントの系統構成を簡素化することができる。しかも、冷却材喪失事故時に２区分の安全系が何らかの原因で作動しない事態を想定して原子炉浄化系と兼用した１区分の安全系を備えているので、非常用炉心冷却装置の１区分の安全系に対するオンラインメンテナンスを実施することができる。これは、原子力プラントの稼働率向上に貢献する。

本発明によれば、原子力プラントの系統構成を簡素化することができ、非常用炉心冷却装置のオンラインメンテナンスを実施できる。

本発明の好適な一実施例である実施例１の非常用炉心冷却装置の、原子炉浄化系と兼用される１つの安全系の構成図である。実施例１の非常用炉心冷却装置における他の３区分の各安全系の構成図である。実施例１の非常用炉心冷却装置における４つの安全系の概要を示す説明図である。１区分の高圧注水系が破断して他の１区分の低圧注水系でオンラインメンテナンスが実施されているときに冷却材喪失事故が発生したとき、冷却材喪失事故後の経過時間と原子炉内の水位と関係を示す特性図である。１区分の低圧注水系が破断して他の１区分の低圧注水系でオンラインメンテナンスが実施されているときに冷却材喪失事故が発生したとき、冷却材喪失事故後の経過時間と原子炉内の水位と関係を示す特性図である。本発明の他の実施例である実施例２の非常用炉心冷却装置の、原子炉浄化系と兼用される１つの安全系の構成図である。本発明の他の実施例である実施例３の非常用炉心冷却装置の、原子炉浄化系と兼用される１つの安全系の構成図である。

本発明の実施例を以下に説明する。

本発明の好適な一実施例である実施例１の非常用炉心冷却装置を、図１及び図２を用いて説明する。本実施例の非常用炉心冷却装置１４が適用される沸騰水型原子力プラントの構成を、まず、図１及び図２を用いて説明する。

沸騰水型原子力プラントは、原子炉を原子炉格納容器６内に配置している。原子炉は、図２に示すように、原子炉圧力容器１、炉心２、炉心シュラウド３及び複数のインターナルポンプ５を有する。複数の燃料集合体（図示せず）が装荷されている炉心２が、原子炉圧力容器１内に配置される。炉心２は、原子炉圧力容器１内に設置された炉心シュラウド３によって取り囲まれている。環状のダウンカマ４が、原子炉圧力容器１と炉心シュラウド３の間に形成されている。複数のインターナルポンプ５が原子炉圧力容器１の底部に設置され、各インターナルポンプ５のインペラ（図示せず）がダウンカマ４内に配置される。

原子炉圧力容器１は、原子炉格納容器６内のドライウェル７内に配置され、原子炉格納容器６内に設置されたペデスタル（図示せず）によって支持されている。ウエットウェルである環状の圧力抑制室８が、このペデスタルを取り囲んで配置される。冷却水が充填された圧力抑制プール９が圧力抑制室８内に形成されている。ドライウェル７と圧力抑制室８は、互いに隔離されている。原子炉格納容器６内に設けられた複数のベント通路３２のそれぞれの上端部がドライウェル７に開放され、各ベント通路３２の下端部が圧力抑制プール９の水中に開放されている。

隔離弁１１Ａ，１１Ｂが設けられた主蒸気配管１０が、原子炉圧力容器１に接続される。隔離弁１３Ａ，１３Ｂが設けられた給水配管１２Ａ、及び隔離弁１３Ｃ，１３Ｄが設けられた給水配管１２Ｂが、原子炉圧力容器１にそれぞれ接続される。隔離弁１１Ａ，１３Ａ及び１３Ｃが原子炉格納容器６の外側に配置され、隔離弁１１Ｂ，１３Ｂ及び１３Ｄが原子炉格納容器６内のドライウェル７に配置される。

沸騰水型原子力プラントは原子炉浄化系１５を備えている。原子炉浄化系１５は、浄化系配管（第１配管）１６、再生熱交換器１７、非再生熱交換器１７Ａ，１７Ｂ、浄化系ポンプ１９Ａ，１９Ｂ、ろ過脱塩器（浄化装置）２０Ａ，２０Ｂを有する。再生熱交換器１７、非再生熱交換器１７Ａ，１７Ｂ、浄化系ポンプ１９Ａ，１９Ｂ、ろ過脱塩器（浄化装置）２０Ａ，２０Ｂが、浄化系配管１６に設けられる。浄化系配管１６は、一端が原子炉圧力容器１に接続され、他端が給水配管１２Ａに接続される。ドライウェル７に配置された隔離弁２１Ａ及び原子炉格納容器６の外側に配置された隔離弁２１Ｂが浄化系配管１６に設けられる。再生熱交換器１７が隔離弁２１Ｂの下流に配置される。補機冷却系１８Ａに接続された非再生熱交換器１７Ａ、及び補機冷却系１８Ｂに接続された非再生熱交換器１７Ｂが、互いに並列になるように浄化系配管１６に設けられており、かつ再生熱交換器１７の下流に配置される。

非再生熱交換器１７Ａ，１７Ｂの下流に位置する浄化系ポンプ１９Ａ，１９Ｂも、互いに並列になるように浄化系配管１６に設けられている。浄化系ポンプ１９Ａ，１９Ｂの下流に位置するろ過脱塩器２０Ａ，２０Ｂが、互いに並列になるように浄化系配管１６に設けられる。開閉弁２６が、浄化系ポンプ１９Ａ，１９Ｂとろ過脱塩器２０Ａ，２０Ｂの間の浄化系配管１６に設けられる。開閉弁２６及びろ過脱塩器２０Ａ，２０Ｂをバイパスするバイパス配管２７の両端が、浄化系配管１６に接続される。開閉弁２８がバイパス配管２７に設けられる。

ろ過脱塩器２０Ａ，２０Ｂより下流側の浄化系配管１６が、再生熱交換器１７に接続される。ろ過脱塩器２０Ａ，２０Ｂよりも下流側において、バイパス配管２７と浄化系配管１６の接続点と再生熱交換器１７の間の浄化系配管１６に、開閉弁２９が設けられる。ろ過脱塩器２０Ａ，２０Ｂよりも下流で開閉弁２９及び再生熱交換器１７をバイパスするバイパス配管３０が、浄化系配管１６に接続される。開閉弁３１がバイパス配管３０に設けられる。

開閉弁２５が設けられた冷却水配管（第２配管）２２が、圧力抑制プール３内の冷却水中に配置された取水口２３に接続され、さらに、隔離弁２１Ｂと再生熱交換器１７の間で浄化系配管１６に接続される。開閉弁２５Ｂが設けられた配管２４が開閉弁２５Ａに並置されて冷却水配管２２に接続される。

本実施例の非常用炉心冷却装置１４は、図３に示すように、区分Ｉの安全系３３、区分IIの安全系４９、区分IIIの安全系６７及び区分IVの安全系９５を備えている。区分IVの安全系９５は、図１に示された原子炉浄化系１５の冷却水配管２２、浄化系配管１６、非再生熱交換器１７Ａ，１７Ｂ、浄化系ポンプ１９Ａ，１９Ｂ、及びバイパス配管２７，３０によって構成される。安全系３３，４９及び６７のそれぞれの具体的な構成を、図２を用いて以下に説明する。

安全系３３は、動的安全系であり、高圧炉心注水系である隔離時冷却系（以下、ＲＣＩＣという）３４、低圧注水系（以下、ＬＰＦＬという）４１及び非常用ＤＧ（非常用電源装置）４８を有している。ＲＣＩＣ３４は注水ポンプ３６及びＲＣＩＣ配管３５を有する。ＲＣＩＣ配管３５が、圧力抑制プール９の冷却水中に配置された取水口３８と給水配管１２Ａを接続している。注水ポンプ３６がＲＣＩＣ配管３５に設けられ、注水ポンプ３６の回転軸にタービン３７の回転軸が連結されている。弁３９が注水ポンプ３６の上流でＲＣＩＣ配管３５に設けられ、弁４０が注水ポンプ３６の下流でＲＣＩＣ配管３５に設けられる。

ＬＰＦＬ４１は、ＬＰＦＬ配管４２、モータ駆動の注水ポンプ４３及び熱交換器（冷却装置）４４を有する。ＬＰＦＬ配管４２が圧力抑制プール９の冷却水中に配置された取水口２７と給水配管１２Ｂを接続している。注水ポンプ４３、及び補機冷却系４５に接続された熱交換器４４がＬＰＦＬ配管４２に設けられ、熱交換器４４が注水ポンプ４３の下流に配置される。弁４６が注水ポンプ４３の上流でＬＰＦＬ配管４２に設けられ、弁４７が熱交換器４４の下流でＬＰＦＬ配管４２に設けられる。

非常用ＤＧ４８が、注水ポンプ４３及び補機冷却系４５のポンプ（図示せず）の各モータ（図示せず）にそれぞれ接続される。

安全系４９は、動的安全系であり、高圧炉心注水系（以下、ＨＰＣＦという）５０、ＬＰＦＬ５７及び非常用ＤＧ６６を有している。ＨＰＣＦ５０はモータ駆動の注水ポンプ５２及びＨＰＣＦ配管５１を有する。ＨＰＣＦ配管５１が、圧力抑制プール９の冷却水中に配置された取水口５３に接続されている。ＨＰＣＦ配管５１が原子炉圧力容器１を貫通しており、ＨＰＣＦ配管５１の放水口５６が炉心２の上方で炉心シュラウド３の内側に配置される。注水ポンプ５２がＨＰＣＦ配管５１に設けられる。弁５４が注水ポンプ５２の上流でＨＰＣＦ配管５１に設けられ、弁５５Ａ，５５Ｂが注水ポンプ５２の下流でＨＰＣＦ配管５１に設けられる。弁５５Ａが原子炉格納容器６の外側に配置され、弁５５Ｂがドライウェル７内に配置される。

ＬＰＦＬ５７は、ＬＰＦＬ配管５８、モータ駆動の注水ポンプ５９及び熱交換器（冷却装置）６０を有する。ＬＰＦＬ配管５８が圧力抑制プール９の冷却水中に配置された取水口６２に接続されている。ＬＰＦＬ配管５８が原子炉圧力容器１を貫通しており、ＬＰＦＬ配管５８の放水口６５がダウンカマ４内に配置されている。注水ポンプ５９、及び補機冷却系６１に接続された熱交換器６０がＬＰＦＬ配管５８に設けられ、熱交換器６０が注水ポンプ５９の下流に配置される。弁６３が注水ポンプ５９の上流でＬＰＦＬ配管５８に設けられ、弁６４Ａ，６４Ｂが熱交換器６０の下流でＬＰＦＬ配管５８に設けられる。弁６４Ａが原子炉格納容器６の外側に配置され、弁６４Ｂがドライウェル７内に配置される。

非常用ＤＧ６６が、注水ポンプ５２，５９及び補機冷却系６１のポンプ（図示せず）の各モータ（図示せず）にそれぞれ接続される。

安全系６７は、動的安全系であり、ＨＰＣＦ６８、ＬＰＦＬ７５及び非常用ＤＧ８４を有している。ＨＰＣＦ６８はモータ駆動の注水ポンプ７０及びＨＰＣＦ配管６９を有する。ＨＰＣＦ配管６９が、圧力抑制プール９の冷却水中に配置された取水口７１に接続されている。ＨＰＣＦ配管６９が原子炉圧力容器１を貫通しており、ＨＰＣＦ配管６９の放水口７４が炉心２の上方で炉心シュラウド３の内側に配置される。注水ポンプ７０がＨＰＣＦ配管６９に設けられる。弁７２が注水ポンプ７０の上流でＨＰＣＦ配管６９に設けられ、弁７３Ａ，７３Ｂが注水ポンプ７０の下流でＨＰＣＦ配管６９に設けられる。弁７３Ａが原子炉格納容器６の外側に配置され、弁７３Ｂがドライウェル７内に配置される。

ＬＰＦＬ７５は、ＬＰＦＬ配管７６、モータ駆動の注水ポンプ７７及び熱交換器（冷却装置）７８を有する。ＬＰＦＬ配管７６が圧力抑制プール９の冷却水中に配置された取水口８０に接続されている。ＬＰＦＬ配管７６が原子炉圧力容器１を貫通しており、ＬＰＦＬ配管７６の放水口８３がダウンカマ４内に配置されている。注水ポンプ７７、及び補機冷却系７９に接続された熱交換器７８がＬＰＦＬ配管７６に設けられ、熱交換器７８が注水ポンプ７７の下流に配置される。弁８１が注水ポンプ７７の上流でＬＰＦＬ配管７６に設けられ、弁８２Ａ，８２Ｂが熱交換器７８の下流でＬＰＦＬ配管７６に設けられる。弁８２Ａが原子炉格納容器６の外側に配置され、弁８２Ｂがドライウェル７内に配置される。

非常用ＤＧ８４が、注水ポンプ７０，７７及び補機冷却系７９のポンプ（図示せず）の各モータ（図示せず）にそれぞれ接続される。

非常用炉心冷却装置１４は、電源切替え装置９６を供えている。電源切替え装置９６は、第１切替え装置８６及び第２切替え装置９０を有する。第１切替え装置８６は可動端子８７及び固定端子８８，８９を有する。第２切替え装置９０は可動端子９１及び固定端子９２，９３，９４を有する。可動端子８７が所内電源の常用母線８５に接続される。固定端子８８が所内電源の常用母線８５に接続され、固定端子８９が第２切替え装置９０の可動端子９１に接続される。固定端子９２が非常用ＤＧ４８に接続され、固定端子９３が非常用ＤＧ６６に接続され、固定端子９４が非常用ＤＧ８４に接続される。

沸騰水型原子力プラントの通常運転時では、安全系３３，４９及び６７の弁４０，４７，５５Ａ，５５Ｂ，６４Ａ，６４Ｂ，７３Ａ，７３Ｂ，８２Ａ及び８２Ｂが閉じており、弁３９，４６，５４，６３，７２，及び８１が開いている。原子炉浄化系１５及び安全系９５の開閉弁２５Ａ，２５Ｂ，２８，３１が閉じられ、主蒸気配管１０の隔離弁１１Ａ，１１Ｂ、及び給水配管の隔離弁１３Ａ，１３Ｂ，１３Ｃ及び１３Ｄが開いている。原子炉浄化系１５の隔離弁２１Ａ，２１Ｂ及び弁２６，２９が開いている。

インターナルポンプ５の駆動によってダウンカマ４の冷却水が昇圧され、炉心２に供給される。炉心２に流入した冷却水は、燃料集合体内の核燃料物質の核分裂で発生する熱によって加熱され、一部が蒸気になる。蒸気及び冷却水を含む気液二相流が、炉心２の上方に配置された気水分離器（図示せず）に導かれ、蒸気と冷却水が分離される。分離された蒸気は、気水分離器の上方で原子炉圧力容器１内に設置された蒸気乾燥器（図示せず）で湿分が除去され、主蒸気配管１０を通ってタービン（図示せず）に供給される。タービンが蒸気によって回転され、タービンに連結された発電機（図示せず）も回転して発電が行われる。

タービンから排気された蒸気は、復水器（図示せず）で凝縮されて水になる。この水が、給水として、給水配管１２Ａ，１２Ｂにより原子炉圧力容器１内に供給される。気水分離器で分離された冷却水は、ダウンカマ４内を給水と共に下降し、インターナルポンプ５で昇圧される。

沸騰水型原子力プラントの通常運転時において、原子炉圧力容器１内の冷却水は、原子炉浄化系１５のろ過脱塩器２０Ａ，２０Ｂで浄化される。浄化系ポンプ１９Ａ及び１９Ｂの両方（又は片方）が駆動されている。浄化系ポンプが駆動しているので、原子炉圧力容器１内の冷却水が浄化系配管１６内に流入する。この冷却水は、再生熱交換器１７で冷却され、さらに、非再生熱交換器１７Ａ及び１７Ｂの両方（あるいは片方）で冷却される。

浄化系ポンプ１９Ａで昇圧されて温度が１００℃以下になっている冷却水が、ろ過脱塩器２０Ａ，２０Ｂに供給される。ろ過脱塩器２０Ａ，２０Ｂは、冷却水に含まれているクラッド等の固形物、及び陽イオン等のイオンを除去する。ろ過脱塩器２０Ａ，２０Ｂで浄化された冷却水は、再生熱交換器１７で隔離弁２１Ａ，２１Ｂを通過した高温の冷却水によって加熱されて温度が上昇する。再生熱交換器１７で温度が上昇した冷却水は、浄化系配管１６及び給水配管１２Ａを通して原子炉圧力容器１内に戻される。

沸騰水型原子力プラントの通常運転時において、図３に示すように、区分IIIの安全系６７のＬＰＦＬ７５に対してオンラインメンテナンスが実施されている。このオンラインメンテナンス中に原子炉格納容器６内で隔離弁１１Ｂの上流で主蒸気配管１０が破断（または主蒸気配管１０に貫通したき裂が発生）し、ＬＯＣＡが発生したとする。主蒸気配管１０の破断箇所からドライウェル７に放出された高温の蒸気が、複数のベント通路３２を通って圧力抑制プール９の冷却水中に放出されて凝縮される。この結果、ドライウェル７内の圧力上昇が抑制される。

しかしながら、原子炉圧力容器１内の冷却水が蒸気になって主蒸気配管１０の破断箇所からドライウェル７内に放出される。このため、原子炉圧力容器１内の冷却水の水位が低下し、炉心２内の燃料集合体が露出する可能性がある。この事態を避けるために、非常用炉心冷却装置１４が作動し、圧力抑制プール９内の冷却水を原子炉圧力容器１内に供給して炉心２を冠水させる。

ＬＯＣＡが発生したとき、原子炉圧力容器１内に設けられた全制御棒（図示せず）が炉心２に全挿入され、原子炉がスクラムされる。これにより、沸騰水型原子力プラントの運転が停止される。ＬＯＣＡの発生によって、隔離弁１１Ａ，１１Ｂ，１３Ａ，１３Ｂ，１３Ｃ，１３Ｄが閉じられる。この沸騰水型原子力プラントによる発電が停止される。ＬＯＣＡ発生時には、まず、ＲＣＩＣ３４が作動する。原子炉圧力容器１内の高圧の蒸気が配管（図示せず）を通してタービン３７に供給される。タービン３７が蒸気によって駆動され、注水ポンプ３６を回転させる。タービン３７への蒸気の供給開始と同時に弁４０を開く。圧力抑制プール９内の冷却水が、取水口３８からＲＣＩＣ配管３５内に流入し、注水ポンプ３６で昇圧される。注水ポンプ３６から吐出された高圧の冷却水が、ＲＣＩＣ配管３５及び給水配管１２Ａを通って原子炉圧力容器１内に供給される。ＲＣＩＣ３４では、注水ポンプ３６が、非常用ＤＧの駆動によって発生した電力ではなく、原子炉圧力容器１内の高圧の蒸気によって駆動されるタービン３７によって回転されるので、ＬＯＣＡの発生と同時に高圧の冷却水を、圧力が高い原子炉圧力容器１内に供給することができ、炉心２の冠水が保持される。

さらに、ＬＯＣＡの発生と同時に、安全系に設けられた電動の注水ポンプ等の電源が非常用ＤＧに切り替えられるとともに、安全系の注水ポンプに起動信号が発信される。これにより、健全な安全系から炉心への注水が継続され、長期間に亘り炉心２の冠水が維持される。

沸騰水型原子力プラントには、自動減圧系（ＡＤＳ）が設けられている。ＡＤＳは、各主蒸気配管（例えば、４本の主蒸気配管）１０に逃し安全弁をそれぞれ設け、圧力抑制プール９の冷却水中に伸びる蒸気排気管を各逃し安全弁に接続して構成される。ＬＯＣＡが発生して隔離弁１１Ａ，１１Ｂが閉じられて原子炉圧力容器１内の圧力が設定圧力まで上昇したとき、逃し安全弁が開き、原子炉圧力容器１内の蒸気が、逃し安全弁及び蒸気排気管を通して圧力抑制プール９の冷却水中に放出され、凝縮される。これにより、原子炉圧力容器１内の圧力上昇が抑制される。

区分IIIの安全系６７のＬＰＦＬ７５に対してオンラインメンテナンスが実施されている状態でＬＯＣＡが発生したとき、区分IIの安全系４９の非常用ＤＧ６６が故障しており、区分Ｉの安全系３３のＬＰＦＬ４１のＬＰＦＬ配管４２が破断している場合を想定する。このため、ＬＯＣＡが発生したとき、安全系３３，４９及び６７が十分に機能を発揮することができないので、安全系９５による原子炉圧力容器１内への冷却水の注水が行われる。安全系９５による原子炉圧力容器１内への冷却水の注水は、以下のようにして行われる。

区分IIIの安全系６７のＬＰＦＬ７５に対してオンラインメンテナンスを実施する場合には、その安全系の注水ポンプ等の電気的な負荷を非常用ＤＧ８４から切り離すとともに、第２切替え装置９０を、手動により、安全系６７をカバーする非常用ＤＧ８４側に切り替えておく。これにより、オンラインメンテナンス中は、区分IVで示される浄化系と兼用の安全系９５は、非常用ＤＧ８４でカバーされる状態となる。この切替えは、オンラインメンテナンス前に、手動操作で行う。他の非常用ＤＧは、第２切替え装置９０が切替えられる前の状態、すなわち、それぞれ専属の区分の注水ポンプ等のみと接続されている状態になっている。

制御装置９７は、ＬＯＣＡ発生時に入力したＬＯＣＡ信号に基づいて、非常用ＤＧ４８，６６，８４を起動させるとともに、可動端子８７を固定端子８８から切り離して固定端子８６に接続する。第１切替え装置８６は、所内電源８５側から非常用ＤＧ８４側に切り替わる。この操作により、ＬＯＣＡ時には、オンラインメンテナンスしている系統の代替として、区分IVの浄化系と共用した安全系９５を他の安全系と同時に起動することができる。例えば、安全系６７のＬＰＦＬ７５に対してオンラインメンテナンスを行なっていても、その代替の注水、冷却機能を安全系９５により維持できる。ＬＯＣＡが発生したときに、区分IIIの安全系６７でＬＰＦＬ７５に対してオンラインメンテナンスが実施され、安全系４９で非常用ＤＧ６６が故障し、安全系３３でＬＰＦＬ配管４２が破断していると仮定する。この状態では、ＬＯＣＡ発生時に、オンラインメンテナンスをしている安全系６７の代替として非常用ＤＧ８４により安全系９５が駆動され、稼動できる系統数の低減はない。

ＬＯＣＡ時には沸騰水型原子力プラントの運転停止により所内電源が使用できなくなるが、以上に述べた制御装置９７による第１切替え装置８６の切替え操作によって、非常用ＤＧ８４の駆動により発生した電力が、浄化系ポンプ１９Ａ及び１９Ｂ、及び補機冷却系１８Ａ，１８Ｂの各ポンプを駆動するそれぞれのモータに供給される。そして、これらのポンプが駆動される。制御装置９７は、第１切替え装置８６の切替え操作を開始すると、隔離弁２１Ａ，２１Ｂ，弁２６，２９を閉じ、弁２５Ａ，２５Ｂ，２８，３１を開ける。

蓄電池が開閉器を介して制御装置９７に接続されており、ＬＯＣＡの発生等により所内電源が使用できなくなった場合には、この開閉器が閉じられて蓄電池から電流が制御装置９７に供給されるので、制御装置９７による制御が可能になる。蓄電池の接続後に、制御装置９７には、例えば、他の発電所で発生した電力を供給する外部電源、または前述の駆動している非常用ＤＧから電流が供給される。このため、制御装置９７への電流の供給が、ＬＯＣＡの発生によっても途絶えることがない。

圧力抑制プール９内の冷却水が、浄化系ポンプ１９Ａ及び１９Ｂの駆動によって、弁２５Ａ，２５Ｂ及び冷却水配管２２を通って浄化系配管１６に流入する。非再生熱交換器１７Ａには補機冷却系１８Ａから冷却水が供給され、非再生熱交換器１７Ｂには補機冷却系１８Ｂから冷却水が供給される。浄化系配管１６に流入した冷却水は、非再生熱交換器１７Ａ，１７Ｂで冷却され、浄化系ポンプ１９Ａ，１９Ｂで昇圧される。その後、昇圧された冷却水は、バイパス配管２７，３０を通り、バイパス配管３０より下流の浄化系配管１６、及び給水配管１２Ａを通って原子炉圧力容器１に供給される。安全系９５による原子炉圧力容器１への冷却水の注入は、ＲＣＩＣ３４による原子炉圧力容器１への冷却水の注入が終了した後も継続して行われる。

本実施例によれば、原子炉浄化系１５と兼用する安全系９５が設けられているので、ＬＯＣＡが発生したときに、３つの区分の安全系のうち、１つの区分の安全系（例えば、安全系６７）でオンラインメンテナンスが実施され、他の１つの区分の安全系（例えば、安全系４９）で非常用ＤＧが故障し、残りの１つの区分の安全系（例えば、安全系３３）のＬＰＦＬ配管４２が破断している場合でも、原子炉浄化系１５と兼用する安全系９５を作動させることによって、原子炉圧力容器１内に冷却水を供給することができる。このため、オンラインメンテナンスしている系統の注水/冷却機能を維持可能であり、ＬＯＣＡが発生しても、原子炉圧力容器１内で炉心２を冠水させることができ、燃料集合体の冷却が可能になる。

安全系９５が原子炉浄化系１５と兼用しているので、本実施例の非常用炉心冷却装置１４を有する沸騰水型原子力プラントの系統構成は、オンラインメンテナンスを実施できるにもかかわらず、原子炉浄化系１５を含まないで、４つの区分の安全系を有する非常用炉心冷却装置を備えた、特開２００８−２８１４２６号公報に記載された沸騰水型原子力プラントの系統構成に比べて簡素化される。

浄化系配管１６内に流入し、安全系９５の非再生熱交換器１７Ａ，１７Ｂで冷却されて温度が低下した、圧力抑制プール９の冷却水が、給水配管１２Ａより原子炉圧力容器１内、すなわちダウンカマ４内に供給される。この冷却水は、ダウンカマ４を下降して炉心２に装荷された燃料集合体内に導かれ、燃料集合体内の核燃料物質の崩壊熱により加熱される。崩壊熱によって冷却水が加熱されることによって、燃料集合体が、結果的に冷却される。加熱された冷却水が、蒸気になって主蒸気配管１０の破断箇所からドライウェル７に放出される。この蒸気はベント通路３２を通って圧力抑制プール９の冷却水中に放出されて凝縮され、炉心２で発生した、核燃料物質の崩壊熱が圧力抑制プール９の冷却水に蓄えられる。圧力抑制プール９の冷却水は上記したように非再生熱交換器１７Ａ，１７Ｂで冷却されるので、結果的に、炉心２で発生した崩壊熱は非再生熱交換器１７Ａ，１７Ｂで除去することができる。

ＬＯＣＡが発生したときに、第１切替え装置８６の切替え操作を行うことによって、安全系９５の浄化系ポンプ１９Ａ，１９Ｂ，及び補機冷却系１８Ａ，１８Ｂのそれぞれのポンプを非常用ＤＧによって駆動させることができる。このため、ＬＯＣＡ発生時に、圧力抑制プール９の冷却水を、安全系９５により原子炉圧力容器１内に供給することができる。

本実施例の非常用炉心冷却装置１４を適用した沸騰水型原子力プラントでは、ＬＯＣＡ発生時に、通常運転時に使用される原子炉浄化系１５を圧力抑制プール９に接続し、第１切替え装置８６の切替えによって非常用ＤＧで発生した電力を原子炉浄化系１５供給するので、原子炉浄化系１５を、オンラインメンテナンスしている低圧注水系の代替系統である安全系９５として使用することができる。

他の安全系統をオンラインメンテナンスする場合には、ＬＯＣＡ時において区分IVの浄化系と兼用する安全系９５を作動させるために、第２切替え装置９０をオンラインメンテナンスする系統が含まれる区分の非常用ＤＧ側に切り替えておく。これにより、ＬＯＣＡ発生時に第１切替え装置８６を切り替えることで、該当する非常用ＤＧにより、安全系９５を作動させることができる。このため、１区分の安全系を新たに設けることなく、安全系３３，４９及び６７のオンラインメンテナンスを順次行うことができる。

非常用ＤＧに切替わるときに、ポンプの再起動が必要となる。しかしながら、沸騰水型原子力プラントの通常運転時では、ろ過脱塩器２０Ａ，２０Ｂに低温の冷却水を供給するために、非再生熱交換器で１００℃以下に冷却された冷却水が浄化系ポンプ１９Ａに供給されるので、浄化系ポンプ１９Ａの再起動には特に問題が生じない。また、原子炉浄化系１５と兼用した安全系９５の電源容量が、オンラインメンテナンスしている系統の電源容量よりも小さいので、非常用ＤＧの電源容量を増大させる必要はない。

発明者等は、本実施例でのＬＯＣＡ時における炉心冷却性能を、沸騰水型原子炉の許認可コードの一つであるＳＡＦＥＲコードを用い、以下に述べる第１及び第２のケースについて評価を行った。第１のケースでは、ＡＢＷＲの設計基準事故であるＨＰＣＦの破断が生じ、オンラインメンテナンスが１系統のＬＰＦＬを対象に行われている。第２のケースでは、１系統のＬＰＦＬが破断し、他の１系統のＬＰＦＬでオンラインメンテナンスが行われている。安全評価上考慮する必要がある単一故障で非常用ＤＧ不作動を前提とするため、第１のケースでは、安全系は１系統の隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）及び１系統の低圧注水系（ＬＰＦＬ）のみが作動し、第２のケースでは１系統の隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）及び１系統の高圧炉心注水系のみが作動する。なお、これらの解析では原子炉浄化系１５と兼用している安全系９５の作動は考慮していない。

評価結果を図４及び図５に示す。図４に示した第１のケースでは、ＬＯＣＡ発生時点から約４２０秒経過後に原子炉内の水位が低下する。しかし、約４５０秒経過後から水位が回復し始め、最小となるその水位は炉心の発熱部上端より上方に維持される。このため、炉心に装荷された燃料集合体の発熱部が冷却水の外に露出しない。また、第２のケースでは、ＬＯＣＡ後における原子炉内の水位は上部プレナム下端より上方に維持されている。これは、炉心内に装荷された燃料集合体の発熱部が冷却水の外に露出しないということであり、原子炉の炉心冷却という観点からは問題がない。

さらに、本実施例（図１及び図２参照）では、上記の評価において考慮しなかった、原子炉の通常運転に用いられる原子炉浄化系１５と兼用した安全系９５による炉心への注水能力が加わる。このため、本実施例が適用された沸騰水型原子力プラントの安全が、さらに向上する。換言すれば、原子炉の炉心冷却の観点からは、原子炉浄化系１５と兼用した安全系９５を構成することによって、従来の安全系３３，４９及び６７以外に、原子炉浄化系１５とは別の独立した新たな安全系を設置しなくてもオンラインメンテナンスが可能となる。しかし、安全上の他の目的である原子炉格納容器冷却（残留熱除去）の観点からは、第２のケースに対処するためには、残留熱除去の機能を有する低圧注水系（ＬＰＦＬ）が全く作動しないので、熱交換器による冷却機能を有する代替の安全系が必要になる。原子炉浄化系１５は、前述したように、補機冷却系１８Ａ，１８Ｂで冷却される非再生熱交換器１７Ａ，１７Ｂを備えている。この原子炉浄化系１５の非再生熱交換器１７Ａ，１７Ｂ及び浄化系ポンプ１９Ａ，１９Ｂ等を備えている安全系９５は、ＬＯＣＡ発生時に圧力抑制プール９の冷却水に一時的に蓄えられる残留熱を除去することができる。この残留熱は、ＬＯＣＡ時にドライウェル７に放出された蒸気がベント通路３２を通って圧力抑制プール９の冷却水で凝縮されることによって、この冷却水に蓄えられる。安全系９５を有する本実施例は、オンラインメンテナンス中に低圧注水系が全く作動しない事象が生じた場合でも、原子炉格納容器冷却（残留熱除去）を行うことができ、沸騰水型原子力プラントの安全が向上する。

本発明の他の実施例である実施例２の非常用炉心冷却装置を、図６を用いて説明する。本実施例の非常用炉心冷却装置１４Ａは、実施例１の非常用炉心冷却装置１４において安全系９５を安全系９５Ａに替えた構成を有する。非常用炉心冷却装置１４Ａの他の構成は非常用炉心冷却装置１４と同じである。安全系９５Ａは、安全系９５に、さらに、配管９９、非再生熱交換器１００Ａ，１００Ｂ、及びポンプ１０２Ａ，１０２Ｂを備えた構成を有する。安全系９５Ａの他の構成は安全系９５と同じである。非常用炉心冷却装置１４Ａは沸騰水型原子力プラントに設けられる。

安全系９５Ａにおいて安全系９５と異なる構成を具体的に説明する。配管９９は、一端が、浄化系配管１６と冷却水配管２２の接続点と再生熱交換器１７の間で浄化系配管１６に接続され、他端が、開閉弁２６より上流に存在するバイパス配管２７と浄化系配管１６の接続点と浄化系ポンプ１９Ａの間で浄化系配管１６に接続されている。補機冷却系１０１Ａに接続された非再生熱交換器１００Ａ、及び補機冷却系１０１Ｂに接続された非再生熱交換器１００Ｂが、互いに並列になるように配管９９に設けられている。非再生熱交換器１００Ａの上流に開閉弁１０３Ａが設けられ、非再生熱交換器１００Ｂの上流に開閉弁１０３Ｂが設けられている。ポンプ１０２Ａ，１０２Ｂが、非再生熱交換器１００Ａ，１００Ｂの下流で、互いに並列になるように配管９９に設けられている。ポンプ１０２Ａのモータが、操作盤（図示せず）に設けられたスイッチ１０４を介して、第１切替え装置８６の可動端子８７に接続されている。ポンプ１０２Ｂのモータも、図示されていないが、別のスイッチ１０４を介して、第１切替え装置８６の可動端子８７に接続されている。

浄化系配管１６に設けられた非再生熱交換器１７Ａ，１７Ｂは、原子炉浄化系１５に要求される高圧及び高温条件を満足するように設計されている。このため、非再生熱交換器１７Ａ，１７Ｂは、ＬＯＣＡ時において冷却対象が相対的に低温である、圧力抑制プール９内の冷却水に対する除熱性能が低下する。非再生熱交換器１００Ａ，１００Ｂのそれぞれは、非再生熱交換器１７Ａ，１７Ｂのそれぞれの除熱性能の不足分を補うように、熱交換器４４，６０，７８のそれぞれの除熱性能から非再生熱交換器１７Ａ，１７Ｂのそれぞれの除熱性能を差し引いた除熱性能を有している。ポンプ１０２Ａ，１０２Ｂのそれぞれの容量は、注水ポンプ４３，５９，７７のそれぞれの容量からポンプ１９Ａ，１９Ｂのそれぞれの容量を差し引いた容量になっている。

沸騰水型原子力プラントの通常運転時には、実施例１と同様に、第２切替え装置９０はオンラインメンテナンスしている系統が属する区分に含まれる非常用ＤＧ側に接続されている。さらに、開閉弁１０３Ａ，１０３Ｂが閉じており、原子炉圧力容器１から浄化系配管１６に排出された冷却水は、非再生熱交換器１００Ａ，１００Ｂに供給されない。また、各スイッチ１０４が切れているので、ポンプ１０２Ａ，１０２Ｂが駆動されない。

ＬＯＣＡが発生したとき、原子炉圧力容器１内に設けられた全制御棒（図示せず）が炉心２に全挿入され、原子炉がスクラムされる。これにより、沸騰水型原子力プラントの運転が停止される。このとき、実施例１で例示した同じ事象が非常用炉心冷却装置１４Ａで発生したとき、まず、ＲＣＩＣ３４が実施例と同様に作動し、圧力抑制プール９の冷却水を原子炉圧力容器１内に注水する。制御装置９７は、３つの区分をカバーする非常用ＤＧを駆動する。制御装置９７は、実施例１と同様に、可動端子８７を固定端子８９に接続する。ＬＯＣＡ時に発生するＬＯＣＡ信号によって、ポンプ１０２Ａ，１０２Ｂに接続されたスイッチ１０４が入る。

以上に述べた制御装置９７による第１切替え装置８６の切替え操作によって、オンラインメンテナンスしている区分に含まれる非常用ＤＧの駆動により発生した電力が、浄化系ポンプ１９Ａ、１９Ｂ，ポンプ１０２Ａ、１０２Ｂ，及び補機冷却系１８Ａ，１８Ｂ，１０１Ａ，１０１Ｂの各ポンプを駆動するそれぞれのモータに供給され、これらのポンプが駆動される。隔離弁２１Ａ，２１Ｂが閉じているので、圧力抑制プール９の冷却水が、冷却水配管２２を通り、浄化系配管１６により非再生熱交換器１７Ａ，１７Ｂに供給され、さらに、配管９９により非再生熱交換器１００Ａ，１００Ｂに供給される。非再生熱交換器１００Ａ，１００Ｂで冷却された冷却水は、ポンプ１０２Ａで昇圧されて、浄化系ポンプ１９Ａから吐出された冷却水と合流し、バイパス配管２７，３０を経て給水配管１２Ａより原子炉圧力容器１に戻される。これによって、オンラインメンテナンスしている安全系の系統と同等の容量での注水及び冷却機能を維持可能である。

本実施例も、安全系３３，４９，６７に含まれるいずれかの系統を対象にしたオンラインメンテナンスを行うことができ、実施例１で生じる各効果を得ることができる。本実施例の非常用炉心冷却装置１４Ａは、非再生熱交換器１００Ａ，１００Ｂを備えているので、安全系９５Ａの除熱性能を高めることができる。本実施例は、実施例１に比べて非再生熱交換器１００Ａ，１００Ｂを追設する必要があるが、非再生熱交換器１００Ａ，１００Ｂのそれぞれの除熱性能を、非再生熱交換器１７Ａ，１７Ｂのそれぞれの除熱性能の不足分を補うように、熱交換器４４，６０，７８のそれぞれの除熱性能から非再生熱交換器１７Ａ，１７Ｂのそれぞれの除熱性能を差し引いてえられる除熱性能にしているので、例えば、オンラインメンテナンスしている系統の熱交換器７８と導容量の熱交換器を設置するよりもコンパクト化が図れる。

本発明の他の実施例である実施例３の非常用炉心冷却装置を、図７を用いて説明する。本実施例の非常用炉心冷却装置１４Ｂは、実施例２の非常用炉心冷却装置１４Ａにおいて制御装置９７及び電源切替え装置９６を制御装置９７Ａ及び電源切替え装置９６Ａに替えた構成を有する。非常用炉心冷却装置１４Ｂの他の構成は非常用炉心冷却装置１４Ａと同じである。

電源切替え装置９６Ａは、実施例１及び２で用いられる電源切替え装置９６に第３切替え装置１０５を追加した構成を有する。電源切替え装置９６Ａの他の構成は電源切替え装置９６と同じである。第３切替え装置１０５は可動端子１０７及び固定端子１０６を有する。固定端子１０６は、第１切替え装置８６の可動端子８７に接続されている。可動端子１０７は、ポンプ１０２Ａのモータに接続されている開閉装置１０４に接続される。ポンプ１０２Ｂのモータに接続されている別の開閉装置１０４（図示せず）も、可動端子１０７に接続される。

制御装置９７Ａは、安全系３３，４９，６７のいずれかでオンラインメンテナンスが実行されているときにＬＯＣＡが発生したとき、第３切替え装置１０５の可動端子１０７が固定端子１０６に接続される。

浄化系ポンプ１９Ａ，１９Ｂ及びポンプ１０２Ａ，１０２Ｂが駆動され、実施例２と同様に、圧力抑制プール９の冷却水が非再生熱交換器１７Ａ，１７Ｂ，１００Ａ，１００Ｂで冷却される。冷却された冷却水は、給水配管１２Ａより原子炉圧力容器１に供給される。

本実施例は、実施例２で生じる各効果を得ることができる。

本発明は沸騰水型原子力プラントに適用することができる。

１…原子炉圧力容器、２…炉心、６…原子炉格納容器、７…ドライウェル、８…圧力抑制室、９…圧力抑制プール、１２Ａ，１２Ｂ…給水系、１４，１４Ａ，１４Ｂ…非常用炉心冷却装置、１５…原子炉浄化系、１６…浄化系配管、１７…再生熱交換器、１７Ａ，１７Ｂ，１００Ａ，１００Ｂ…非再生熱交換器、１９Ａ，１９Ｂ…浄化系ポンプ、２０Ａ，２０Ｂ…ろ過脱塩器、２２…配管、２５Ａ…開閉弁、２７，３０…バイパス配管、３２…ベント通路、３３，４９，６７，９５，９５Ａ…安全系、３４…隔離時冷却系、４１，５７，７５…低圧注水系、４８，６６，８４…非常用ディーゼル発電機、５０，６８…高圧炉心注水系、８６…第１切替え装置、９０…第２切替え装置、９６，９６Ａ…電源切替え装置、９７，９７Ａ…制御装置、９９…配管、１０５…第３切替え装置。

Claims

原子炉圧力容器を内蔵する原子炉圧力容器に形成された圧力抑制プールの冷却水を原子炉圧力容器に供給する高圧注水系及び低圧注水系、及び前記高圧注水系及び前記低圧注水系のそれぞれに設けられた各第１ポンプに電力を供給する非常用電源装置を有する３区分の安全系と、
前記原子炉圧力容器に接続された第１配管、前記第１配管に設けられた第１冷却装置、第２ポンプ及び浄化装置、第１開閉弁が設置されて前記圧力抑制プールと前記第１配管とを前記第１冷却装置の上流で接続する第２配管、前記第１配管と前記第２配管の第１接続点よりも上流で前記第１配管に設けられた第２開閉弁、及び前記浄化装置をバイパスして両端が前記第１配管に接続されたバイパス配管を有する原子炉浄化系と、
常用母線に接続された第１端子、及び第２端子を有し、前記第２ポンプを前記第１端子及び前記第２端子のいずれかに接続する第１切替え装置、及び前記３区分の安全系のそれぞれの前記非常用電源装置に別々に接続された３つの第３端子を有し、これらの第３端子のうちの１つの前記第３端子に前記第２端子を接続して前記第２端子に接続される前記非常用電源装置を切替える第２切替え装置を有する電源切替え装置と、
前記第１切替え装置及び前記第２切替え装置の切替え制御を行う制御装置とを備えたことを特徴とする非常用炉心冷却装置。
前記第１接続点より下流で前記第１冷却装置より上流で一端が前記第１配管に接続され、前記第２ポンプより下流で、かつ前記浄化装置よりも上流における前記第１配管と前記バイパス配管の第２接続点より上流で、他端が前記第１配管に接続される第３配管と、前記の第３配管に設けられた第２冷却装置と、前記第３配管に設けられて前記第１切替え装置から前記第２ポンプに供給される電流が供給される第３ポンプとを備えた請求項１に記載の非常用炉心冷却装置。
前記第１切替え装置から前記第２ポンプに供給される電流の前記第３ポンプへの供給をＯＮ／ＯＦＦする開閉装置と、前記３区分の安全系のいずれか１つをオンラインメンテナンスするときに前記開閉装置を閉じる前記制御装置とを備えた請求項２に記載の非常用炉心冷却装置。