JP2013002875A - 原子力発電所の海水取水設備 - Google Patents

Abstract

【課題】常用系統および非常用系統のそれぞれに固有の要求に適した海水取水設備を設計・施工することができる原子力発電所の海水取水設備を提供する。
【解決手段】常用系統の設備、非常用系統の設備、および、これら両設備に冷却用の海水を導く海水取水設備２３，２５を備えた原子力発電所１１を前提とする。海水取水設備２３，２５は、第１の海水取水口２７から取水した海水を常用系統の設備に導く第１の海水取水設備２３と、第２の海水取水口３１から取水した海水を非常用系統の設備に導く第２の海水取水設備２５とからなる。第１および第２の海水取水設備２３，２５は、それぞれに固有の設計基準に従って設けられる。
【選択図】図１

Description

本発明は、常用系統の設備、非常用系統の設備、および、これら両設備に冷却用の海水を導く海水取水設備を備えた原子力発電所の海水取水設備に関する。

原子力発電所は、原子炉を通常運転する際に用いられる常用系統の設備、原子炉の運転中に緊急停止等を要する事故時等に機能することが求められる非常用系統の設備、および、これら両設備に冷却用の海水を導く海水取水路を備えている。例えば特許文献１の図４などには、常用海水ポンプおよび常用熱交換器を結ぶ常用系統と、非常用海水ポンプおよび非常用熱交換器を結ぶ非常用系統とを分離しながら一体に構築した原子力プラントの海水取水装置が開示されている。

特開昭６０−３５２９４号公報

ところが、常用系統と非常用系統とを分離しながら海水取水設備を一体に構築する特許文献１に係る技術では、常用系統と非常用系統とのそれぞれに固有の要求に適した海水取水設備を設計・施工することが困難であった。

これについて説明すると、常用系統の海水取水設備は、事故時ではない通常時において原子炉を運転する際に必要な冷却水（海水）を取水する構造物である。このため、その設計や施工には、全冷却水量の９５％以上を占める大量の冷却水（海水）を、通常時において安定的に供給可能であることが求められる。
なお、地震や津波、航空機事故等の災害が生じた場合を含めて、原子炉の運転停止を要する事故時等の非常時には、原子炉の運転は停止され、非常用系統の機能が作動する。

非常用系統の海水取水設備は、前記のような非常時に原子炉を安定的に停止する（冷温停止状態にする）ために必要な冷却水（海水）を取水する構造物である。このため、その設計や施工には、常用系統の海水取水設備と比べて、きわめて高度な安全性が求められる。

このように、常用系統および非常用系統の海水取水設備では、要求される安全性のレベルが相互に全く相違する。このため、常用系統と非常用系統とを分離しながら海水取水設備を一体に構築する特許文献１に係る技術によっては、それぞれの系統に固有の要求に適した海水取水設備を設計・施工することが困難であった。

本発明は、前記の課題を解決するためになされたものであり、常用系および非常用系統のそれぞれに固有の要求に適した海水取水設備を設計・施工することができるようにすることを目的とする。

本発明は、常用系統の設備、非常用系統の設備、および、これら両設備に冷却用の海水を導く海水取水設備を備えた原子力発電所を前提とする。海水取水設備は、第１の海水取水口から取水した海水を前記常用系統の設備に導く第１の海水取水設備と、第２の海水取水口から取水した海水を前記非常用系統の設備に導く第２の海水取水設備とからなる。前記第１および第２の海水取水設備は、それぞれに固有の設計基準に従って設けられる。

本発明によれば、常用系統および非常用系統のそれぞれに固有の要求に適した海水取水設備を設計・施工することができる。

本発明の実施形態に係る原子力発電所の海水取水設備の概要を示す平面図である。 本実施形態に係る原子力発電所の海水取水設備の概要を示す縦断面図である。 本実施形態に係る原子力発電所の原子炉建屋内の各所に冷却水を供給する系統を表す説明図である。

以下、本発明の実施形態に係る原子力発電所の海水取水設備について、適宜図面を参照しながら詳細に説明する。
なお、各図において、共通する部分には同一の符号を付し重複した説明を省略する。

（本発明の実施形態に係る原子力発電所の海水取水設備の概要）
初めに、本発明の実施形態に係る原子力発電所の海水取水設備の概要について、図１および図２を参照して説明する。図１は、本発明の実施形態に係る原子力発電所の海水取水設備の概要を示す平面図である。図２は、同原子力発電所の海水取水設備の概要を示す縦断面図である。

本発明の実施形態に係る原子力発電所１１は、海水を主要な冷却材として用いるプラント設備であり、図１に示すように、原子力発電設備の心臓部となる原子炉１３が設置された原子炉建屋１５と、不図示のタービン発電機、復水器、給水加熱器、給水ポンプ等の各種機器類を収納するタービン建屋１７と、海水放水設備１９と、第１および第２の防波堤２１ａ，２１ｂと、第１の海水取水設備２３と、第２の海水取水設備２５と、を備えて構成されている。

原子炉建屋１５およびタービン建屋１７のそれぞれには、事故時ではない通常時に稼働する常用系統の設備と、事故時等の非常時に稼働する非常用系統の設備とが収納されている。

海水放水設備１９は、冷却の役目を終えた海水を放水口２０から海中に放流するようにはたらく。
なお、海水放水設備１９の放水口２０は、第１および第２の防波堤２１ａ，２１ｂによって形成された湾２２の外（第２の防波堤２１ｂの外側）に位置している。

第１の海水取水設備２３は、図１および図２に示すように、湾２２内に開口して設けられて表層部２４の海水を取水する第１の海水取水口２７と、第１の海水取水口２７から取水した海水を常用系統の設備に導く第１の海水導水路２９とを備えて構成される。第１の海水取水口２７および第１の海水導水路２９は、通常運転時に大量の海水を安定的に常用系統の設備に導くことを考慮した設計基準（中小規模の震災を想定した耐震設計基準を含む）に従って、大規模なコンクリート構造物として設計・施工される。

具体的には、第１の海水導水路２９は、例えば、高さが約３ｍ〜５ｍ（好ましくは４ｍ）程度、幅が約１０ｍ〜１５ｍ（好ましくは１３ｍ）程度の矩形断面を有し、海水流速が毎秒約８０ｍ^３ 〜１１０ｍ^３ （好ましくは９５ｍ^３ ）程度の大規模なコンクリート構造物として設計・施工される。これにより、第１の海水取水設備２３は、通常時において、第１の海水取水口２７から取水した大量の海水を常用系統の設備に導くように機能する。

第２の海水取水設備２５は、図１および図２に示すように、湾２２外（第１の防波堤２１ａの外側）における深層部２６の海水を取水する第２の海水取水口３１と、第２の海水取水口３１から取水した海水を常用系統の設備に導く第２の海水導水路３３とを備えて構成される。第２の海水取水口３１および第２の海水導水路３３は、事故時等の非常時に原子炉１３を安定的に停止する（冷温停止状態にする）ために必要な量の冷たい海水を非常用系統の設備に確実に導くことを考慮した安全設計基準（大規模の震災を想定した耐震設計基準を含む）に従って、第１の海水取水口２７および第１の海水導水路２９と比べて、小規模かつ堅牢（原子炉１３の非常停止が要求される大地震や大津波等にも耐えられる強度を有する意）な構造物として設計・施工される。

具体的には、第２の海水導水路３３は、例えば、内径が１ｍ〜２ｍ（好ましくは１．５ｍ）程度であって、海水流速が毎秒約１ｍ^３ 〜５ｍ^３ （好ましくは３ｍ^３ ）程度のコンクリート製トンネル構造物として設計・施工される。これにより、第２の海水取水設備２５は、非常時において、第２の海水取水口３１から取水した冷たい深海水を非常用系統の設備に導くように機能する。

（本発明の実施形態に係る原子力発電所１１が冷たい海水を必要とする理由）
次に、海水を主要な冷却材として用いる本発明の実施形態に係る原子力発電所が冷たい海水を必要とする理由について、図３を参照して説明する。図３は、本発明の実施形態に係る原子力発電所の原子炉建屋内の各所に冷却水を供給する系統を表す説明図である。

本発明の実施形態に係る原子力発電所１１は、図１に示すように、原子炉１３や各種機器等の設備を冷却するための冷却系統として、原子炉補機冷却海水系（Reactor of Auxiliary Sea Water System；以下、“ＲＳＷ系”と略称する。）４３と、原子炉補機冷却系（Reactor Building Closed Cooling Water System；以下、“ＲＣＷ系”と略称する。）４５と、残留熱除去系(Residual Heat Removal System；以下、“ＲＨＲ系”と略称する。)４７とを有している。

ＲＳＷ系４３は、ＲＳＷポンプ５１によって海水をＲＣＷ熱交換器５２に供給するための系統である。ＲＳＷ系４３は、ＲＣＷ系４５を冷却する役割を果たすため、ＲＣＷ系４５と比べて十分に低い水温（温度変動や余裕値を考慮した設計温度として、例えば、３０°Ｃ以下、好ましくは２５°Ｃ以下、さらに好ましくは２０°Ｃ以下程度）を保つ必要がある。海水を用いた冷却システムの利用を前提とする本実施形態に係る原子力発電所１１では、立地候補地域における海水温度の高低は、その立地の採否を決定する際のきわめて大きな要因となる。

ＲＣＷ系４５は、図３に示すように、非常用炉心冷却系、原子炉非常用補機、使用済み燃料冷却補機、換気空調補機などの、原子力発電所１１内の各種補機（以下、“冷却負荷”という）に冷却水を供給するための系統である。各種冷却負荷の正常動作を維持するために、ＲＣＷ系４５は、各種の冷却負荷に対し、所定の温度（例えば、３５°Ｃ以下、好ましくは３０°Ｃ以下、さらに好ましくは２５°Ｃ以下程度）の冷却水を供給する必要がある。ＲＣＷ系４５は、ＲＣＷポンプ５３によって冷却水（例えば純水など）を、ＲＣＷ熱交換器５２、原子力発電所１１内の各種負荷、および、ＲＨＲ熱交換器５４のそれぞれに供給する。ＲＣＷ系４５は、冷却水を閉ループに循環させており、この冷却水は、同系統１５内のＲＣＷ熱交換器５２において、ＲＳＷ系４３の海水と熱交換することによって冷却される。

ＲＨＲ系４７は、原子炉１３の停止時および特定の過渡事象や事故の発生時等の非常時に、炉心の冷却や炉心への注水等を行なう系統である。ＲＨＲ系４７は、ＲＣＷ系４５から冷却水の供給を受けて、所定の冷却機能を維持している。ＲＨＲ系４７では、炉心の冷却や炉心への注水を適確に実行するために、冷却水の温度条件が定められている。

つまり、例えばＲＨＲ系４７では、同系統４７内を循環する冷却水の温度は、炉心の冷却等が十分にできることを考慮して、所定の温度条件（例えば、４５°Ｃ以下）を満たす必要がある。ただし、取水域の海水温が高い場合など、通常の設計において所定の温度条件（例えば、４５°Ｃ以下）を満たすことが困難なケースも想定される。かかるケースでは、なんらかの方法で冷却水温を下げることが必要となる。この場合、ＲＣＷ系４５の冷却水の増量やＲＨＲ熱交換器５４の員数増などを行い、ＲＨＲ系４７内を循環する冷却水の温度を下げるようにする。

ところが、機器の員数増やそれに伴う設置スペースの拡大は、原子力発電所１１の建設コストの上昇要因となる。また、ＲＨＲ系４７の主要設備は、一般に、原子炉建屋１５の最下階の狭隘なエリアに設置される。このため、機器の員数増やそれに伴う設置スペースの拡大は事実上困難であるほか、既存の設計からの大きな変更を伴うこととなる。以上の理由より、冷却用の海水の温度は極力低いほうが望ましい。

また、ＲＣＷ系４５は、補機類の冷却に加え、事故発生時等の非常時の原子炉格納容器（不図示）の冷却にも用いられる。ＲＣＷ系４５は、基本的には、ＲＳＷ系４３内を循環する海水の温度に合わせて、非常時においても原子炉格納容器の冷却が十分に行えるように設計する。ところが、例えば、ＲＣＷ系４５の冷却機器の仕様および冷却能力が共通の場合において、仮にＲＳＷ系４５の海水温を下げることができれば、非常時の格納容器雰囲気温度が低下して、安全上のマージンを増やすことができる。このため、ＲＳＷ系４３内を循環する海水の温度は、安全上の観点からも低いほうが望ましい。

要するに、ＲＳＷ系４３では、非常用系統の機能を維持し、原子力発電所の立地候補の自由度を海水温度の高い地域（例えば温暖地域や海水流速が低い湾奥部）にまで拡大し、プラントの標準化や安全上のマージンを確保するといったメリットを享受するために、所定の温度以下の冷たい海水を供給することが強く求められている。

（本発明の実施形態に係る原子力発電所の海水取水設備が奏する作用効果）
温暖地域において低温の海水を取得するには、例えば、沖合や深層部２６から海水を導入することが考えられる。ところが、既存の原子力発電所に見られる、常用系統および非常用系統の海水取水路が一体に構成された大規模取水設備では、建設コストに見合う取水ルートや距離を考慮した場合、その実現がきわめて困難であった。

この点、本発明の実施形態に係る原子力発電所１１の海水取水設備は、図１および図２に示すように、第１の海水取水口２７から取水した海水を常用系統の設備に導く第１の海水取水設備２３と、第２の海水取水口３１から取水した海水を非常用系統の設備に導く第２の海水取水設備２５とからなる。第１および第２の海水取水設備２３，２５は、それぞれに固有の設計基準に従って設けられる。

このように、本実施形態に係る原子力発電所１１の海水取水設備では、常用系統の第１の海水取水設備２３と、非常用系統の第２の海水取水設備２５とを、それぞれに固有の設計基準に従って設ける構成を採用した。したがって、常用系統の第１の海水取水設備２３は、通常運転時に大量の海水を安定的に常用系統の設備に導くことを考慮した設計基準（中小規模の震災を想定した耐震設計基準を含む）に従って、原子力発電所１１のうちタービン建屋１７の近傍に配置した大規模なコンクリート構造物として設計・施工される。

また、本実施形態に係る常用系統の第１の海水取水設備２３では、原子力発電所１１のうちタービン建屋１７の前面に広がる湾２２内の浅海から海水を取得する構成を採用した。したがって、本来であれば大規模となるはずの施設のスケールを小さくすることができるため、低コストでの施工が可能となる。また、非常用系統の機能を分離したため、安全系設備に求められる耐震性等の要求がなく、簡素な構造にて設計・施工することが可能となる。

一方、非常用系統の第２の海水取水設備２５は、事故時等の非常時に原子炉１３を安定的に停止する（冷温停止状態にする）ために必要な量の冷たい海水を非常用系統の設備に確実に導くことを考慮した安全設計基準（大規模の震災を想定した耐震設計基準を含む）に従って、第１の海水取水口２７および第１の海水導水路２９と比べて、小規模かつ堅牢な構造物として設計・施工される。特に、安全性確保等の観点から取水温度の制約が課された非常用系統の第２の海水取水設備２５では、図１および図２に示すように、第２の海水取水口３１を沖合の深層部２６に設けることにより、深層部２６の冷たい海水を取得可能なように設計・施工される。

また、本実施形態に係る非常用系統の第２の海水取水設備２５では、常用系統の海水取水設備を切り離したため、取水量が大幅に低下する。このため、第２の海水導水路３３を地中に通すためのトンネルの断面積を縮小することができる結果、工法及びルートの自由度を拡大し、単位距離あたりの施工コストを低減することができる。

以上述べたように、本実施形態に係る原子力発電所１１の海水取水設備によれば、常用系統および非常用系統の海水取水設備を、それぞれに固有の設計基準に従って設けることによって、取水設備全体の大規模化を避けつつ、非常用系統に対して効果的に低温の海水を取得することができる。また、温暖地域においても非常用系統の機能を維持することができるため、原子力発電所の立地候補の自由度を温暖地域にまで拡大することができる。また、非常用系統を冷却するための海水の温度を低く保つことにより、非常用系統の機器寸法の拡大や員数増加を防ぐことができる。このため、原子力発電所１１の設計標準化を実現することができる。また、事故時における安全マージンの拡大を期待することができる。

［その他の実施形態］
以上説明した実施の形態は、本発明の具現化例を示したものである。従って、これらによって本発明の技術的範囲が限定的に解釈されることがあってはならない。本発明はその要旨またはその主要な特徴から逸脱することなく、様々な形態で実施することができるからである。

１１ 原子力発電所
１３ 原子炉
１５ 原子炉建屋
１７ タービン建屋
１９ 海水放水設備
２０ 放水口
２１ａ，２１ｂ 第１および第２の防波堤
２２ 湾
２３ 第１の海水取水設備
２４ 表層部
２５ 第２の海水取水設備
２６ 深層部
２７ 第１の海水取水口
２９ 第１の海水導水路
３１ 第２の海水取水口
３３ 第２の海水導水路
４３ 原子炉補機冷却海水系（ＲＳＷ系）
４５ 原子炉補機冷却系(ＲＣＷ系)
４７ 残留熱除去系(ＲＨＲ系)

Claims (4)

1. 常用系統の設備、非常用系統の設備、および、これら両設備に冷却用の海水を導く海水取水設備を備えた原子力発電所において、
   前記海水取水設備は、第１の海水取水口から取水した海水を前記常用系統の設備に導く第１の海水取水設備と、第２の海水取水口から取水した海水を前記非常用系統の設備に導く第２の海水取水設備とからなり、
   前記第１および第２の海水取水設備は、それぞれに固有の設計基準に従って設けられる、
   ことを特徴とする原子力発電所の海水取水設備。
2. 請求項１に記載の原子力発電所の海水取水設備であって、
   前記第１および第２の海水取水口は、それぞれが相互に異なる水深位置に設けられる、
   ことを特徴とする原子力発電所の海水取水設備。
3. 請求項２に記載の原子力発電所の海水取水設備であって、
   前記第２の海水取水口は、前記第１の海水取水口と比べて深い水深位置に設けられる、
   ことを特徴とする原子力発電所の海水取水設備。
4. 請求項１〜３のいずれか一項に記載の原子力発電所の海水取水設備であって、
   前記第１の海水取水設備に固有の前記設計基準は、通常運転時に大量の海水を安定的に前記常用系統の設備に導くことを考慮した設計基準であり、
   前記第２の海水取水設備に固有の前記設計基準は、非常時に原子炉を安定的に停止するために必要な量の冷たい海水を前記非常用系統の設備に導くことを考慮した安全設計基準である、
   ことを特徴とする原子力発電所の海水取水設備。

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