JP2016017819A - 原子力プラントおよびその改造方法 - Google Patents
原子力プラントおよびその改造方法 Download PDFInfo
- Publication number
- JP2016017819A JP2016017819A JP2014140180A JP2014140180A JP2016017819A JP 2016017819 A JP2016017819 A JP 2016017819A JP 2014140180 A JP2014140180 A JP 2014140180A JP 2014140180 A JP2014140180 A JP 2014140180A JP 2016017819 A JP2016017819 A JP 2016017819A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- water
- water level
- power plant
- nuclear power
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/10—Means for preventing contamination in the event of leakage, e.g. double wall
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/20—Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
- G21C19/207—Assembling, maintenance or repair of reactor components
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/40—Arrangements for preventing occurrence of critical conditions, e.g. during storage
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/004—Pressure suppression
- G21C9/012—Pressure suppression by thermal accumulation or by steam condensation, e.g. ice condensers
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/02—Details of handling arrangements
- G21C19/06—Magazines for holding fuel elements or control elements
- G21C19/07—Storage racks; Storage pools
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
【課題】定期検査時に冷却材喪失事故(LOCA)等の重大事象が発生した場合においても、原子力プラントの静的な構成によって炉心および使用済燃料の冠水状態を維持できる原子力プラントおよびその改造方法を提供する。【解決手段】原子力プラントにおいて、炉心1より低位置に設けられて、原子炉建屋4から下部ドライウェル6内へのアクセスや機器の搬出入が行われる貫通口18に設置されて少なくとも内扉20と外扉21を有する多重扉と、前記内扉20と前記外扉21の間に形成されて、前記貫通口18より搬出入される機器を収容可能な空間と、を備える。【選択図】図1
Description
本発明は原子力プラントおよび原子力プラントの改造方法に関する。
一般に沸騰水型原子力プラント(BWRプラント)において、通常運転時には、炉心に配置した核燃料の分裂によって発生した熱で高圧蒸気を生成し、この高圧蒸気によって蒸気タービンを駆動し、蒸気タービンに直結した発電機を回転せしめて所定の電力を発生させている。一方、定期点検時には炉心を含む原子炉系を停止した状態で、その構成機器の保守点検整備作業、核燃料および部品の交換作業等が実施される。
上記沸騰水型原子力プラントの通常運転時と定期検査時とにおける原子炉建屋の状態については、最新の改良型BWR(以下、「ABWR」という。)を例に取ると、図6および図7に示すような状態となる。
図6は、BWRの通常運転時における原子炉建屋の構成を示している。炉心1を内包する原子炉圧力容器(以下、「RPV」という。)2が中心に配置されており放射性物質を含む流体のバウンダリとなっている。このバウンダリが破断し放射性物質を含む流体が放出される事故に備え、さらに放射性物質の環境への放出を可能な限り抑制するために、原子炉格納容器(以下、「PCV」という。)3が、RPV2を内包するように配置されている。またPCV3を内包するように原子炉建屋4が配置されており、原子力プラントの通常運転時の安全や事故の緩和に必要な設備が設置されている。
PCV3は大きく区分して上部ドライウェル5(以下、「上部D/W」という。)、下部ドライウェル6(以下、「下部D/W」という。)およびウェットウェル7(以下、「W/W」という。)の3つのエリアに区分されている。
上部D/W5と下部D/W6とは連通口8にて空間部が接続されている。また2つのD/WとW/W7とは、ベント管9およびリターンライン10にて連結されている。W/W7にはサプレッションプール11と呼ばれる大量の冷却用水が貯留されている。ベント管9の出口はサプレッションプール11に水没している。
放射性物質を含む流体(冷却水等)がD/Wに放出される冷却材喪失事故(以下、「LOCA」という。)発生時に、この流体がベント管9を経由してサプレッションプール11に放出され、凝縮される。このような機構によりLOCA時のPCV3内の圧力を抑制することが可能となっている。具体的には、ベント管9からサプレッションプール11に供給された、放射性物質を含む高圧蒸気等はプール水によって放射性物質が洗浄除去されると共に、高圧蒸気等が凝縮されて減容される。
また、W/W7の空間部と下部D/W6との間には、W/W7から下部D/W6への一方向のみに流す真空破壊弁11aが設置されている。そして、D/Wの空間部の圧力が異常に低下した際には、真空破壊弁11aが自動的に開動作することにより、W/W7の空間部と均圧される。
また使用済燃料プール(SFP)12には、燃料としての役割を終えた使用済燃料13が保管されている。使用済燃料13は崩壊熱により発熱しているため水中に保管され冷却状態および使用済燃料13から放出される放射線の遮蔽状態が維持されている。
上述のようなBWRの定期検査時の状態を図7に示す。炉心1の燃料交換やRPV2の点検のため、図6では装着されていたPCVヘッド14とRPVヘッド15とが開放され、原子炉ウェル16および機器ピット17は冷却水を張った状態となる。この場合、RPV2と原子炉ウェル16、機器ピット17、使用済燃料プール(SFP)12は水路で相互に接続された状態となる。またRPV2の底部に設置された制御棒駆動機構などの機器のメンテナンス用機器を搬出入するため、扉が1枚設置された下部D/W機器ハッチ18が設置されており、従来の定期検査時には開放されたままの状態になっていた。
上述のような定期検査時の状態で、RPV2から冷却材が流出する事故(以下、「定検時LOCA」という。)が発生すると、PCV3のバウンダリが維持されていない状態で、炉心1が露出し溶融する可能性がある。このような過酷事故が発生すると、放射性物質が直接環境へ放出される危険性があることから、従来から定期検査時においても常に大容量の冷却水を補給できる補給水設備19を原子炉建屋の内部および外部に装備して待機させていた。
また上記の定検時LOCAが発生すると、同時に使用済燃料プール(SFP)12の水位も低下する。SFP12については、RPV2側から水が抜けたとしても、構造上、使用済燃料13の上端より高い位置で水位が整定する。しかし、使用済燃料13の崩壊熱でSFP12に保有された冷却水が沸騰蒸発し水位が低下するため、比較的短時間で燃料が露出することになる。この場合も、燃料溶融のために放射性物質が直接環境へ放出される危険性があることから、補給水設備19を待機させる必要があった。
従来の沸騰水型原子力プラント(BWRプラント)において、原子炉を停止して定期点検時に冷却材喪失事故(LOCA)が発生した場合には、待機中の補給水設備19を起動し、原子炉圧力容器(RPV)2および使用済燃料プール(SFP)12に補給水を供給すると共に、下部D/W機器ハッチ18を現場作業員により閉止し冷却材の系外への流出を阻止する操作が必要であった。
しかしながら、原子炉圧力容器2からの冷却材の流出流量が補給水設備19からの給水容量より大きい場合、あるいは補給水設備19が故障した場合、ないしは補給水設備19を駆動するための電源が喪失した場合等には、冷却材の蒸発により原子炉圧力容器2および使用済燃料プール(SFP)12内の燃料を長時間にわたって冠水維持できなくなる可能性がある。
また補給水設備19が正常に起動したとしても、現場での下部D/W機器ハッチ18の閉止操作が間に合わなかった場合には、RPV2の底部から流出した冷却水が、下部D/W機器ハッチ18から原子炉建屋4側にも流出する。
この場合、たとえ多量の補給水を供給しても下部D/W機器ハッチ18より外部に漏洩流出してしまうため、補給のための水源が枯渇し最終的に補給水供給機能が喪失することも考えられる。また、原子炉建屋4内に設置された補給水設備19が水没して補給水供給機能が喪失することも考えられる。
本発明は、上記原子力プラントの定期検査時に冷却材喪失事故(LOCA)等の重大事象が発生した場合においても、原子力プラントの静的な構成によって炉心および使用済燃料の冠水状態を維持できる原子力プラントおよびその改造方法を提供することを目的とする。
上記目的を達成するために、本発明の実施形態に係る原子力プラントは、原子力プラントにおいて、炉心より低位置に設けられて、原子炉建屋から下部ドライウェル内へのアクセスや機器の搬出入が行われる貫通口に設置され少なくとも内扉と外扉とを有する多重扉と、前記内扉と前記外扉との間に形成されて、前記貫通口より搬出入される機器を収容可能な空間と、を備える。
上記構成に係る原子力プラントによれば、定期検査時に冷却材喪失事故(LOCA)等の重大事象が発生した場合においても静的な構成のみで炉心および使用済燃料の冠水状態を維持できる。
以下、本発明に係る定期検査時の静的燃料冠水維持構造について、以下の実施例および添付図面を参照して説明する。
(実施例1)
本実施例1に係る原子力プラントの構成を図1に示す。
本実施例1に係る原子力プラントの構成を図1に示す。
本実施例1では、原子炉建屋から下部ドライウェル内へのアクセスや機器の搬出入が行われる貫通口18の両端に内扉20と外扉21とから成る2重の扉を設置している。内扉20と外扉21との間の空間は、搬出入される最大の機器を収容できる大きさに形成されている。また、上部D/W5とW/W7を接続する連通口8には、定期検査時のみ連通口8の流路を閉塞させる閉止装置22を設置している。以下、具体的に説明する。
定期点検時に冷却材喪失事故(LOCA)が発生した場合に、PCV3から原子炉建屋4への冷却材流出経路となり得る貫通口としての下部D/W機器ハッチ18には、内扉20と外扉21との2枚の扉から成る2重構造の開閉扉が設置される。内扉20と外扉21との間の空間容量は、RPV2の底部に設置された制御棒駆動機構などの機器のメンテナンス用設備のうち最大寸法を有する設備が搬出入できる長さおよび容量を確保するように設定される。
また、上部D/W5および下部D/W6とW/W7を接続しているベント管9およびリターンライン10の入口に、流出防止手段としての閉止装置22が設置されている。通常運転時のLOCA事象時のベント管の機能を阻害しないよう、定期検査時のみに閉止されるように設置する。具体的には、定期検査の開始時に設置して定期検査の終了時に除却するか、あるいは定期検査中にLOCA事象が発生した場合のみにリターンライン10の入り口を閉止する機能を有する閉止装置22とする。前者としては、例えばフランジのような閉止状態で固定する構成とし、後者としては例えばフロートと通常開の閉止板とを組み合わせて下部D/W6の水位上昇によりフロートが浮く力を利用して閉止となる機構とすることが考えられる。その他、流路を閉塞させる種々の機構が採用できる。
また、使用済み燃料プール(SFP)12と原子炉ウェル16および機器ピット17との間には、セルフクロージングゲート(自重閉止ゲート)23が設置される。セルフクロージングゲート23とは、定期検査時にはゲートを開状態として相互に連通する水路を確保する一方、冷却材喪失事故によりSFP12および原子炉ウェル16の水位が低下した場合には、ヒンジ機構により自重でゲートが閉となる構造を有する。原子炉ウェル16のある程度の水位低下に応じてセルフクロージングゲート23が閉じることで使用済み燃料プール(SFP)12のプール水の流出を防いで使用済み燃料プール(SFP)12の水位を確保することができる。
(作用)
このように構成された実施例1に係る静的燃料冠水維持構造において、定期点検時に冷却材喪失事故(LOCA)が発生した時には以下のように作用する。
このように構成された実施例1に係る静的燃料冠水維持構造において、定期点検時に冷却材喪失事故(LOCA)が発生した時には以下のように作用する。
定検時LOCAが発生し、RPV2から下部D/W6へ冷却水が流出すると、SFP12、原子炉ウェル16および機器ピット17の水位が同時に低下する。水位がある一定の値に到達すると、セルフクロージングゲート23が自重で閉止となることにより、SFP12のみの水位低下は阻止することができ、使用済み燃料プール(SFP)12内の冷却水を喪失せずに確保することが可能になり、貯蔵した使用済燃料の冠水を維持できる。
一方、RPV2から冷却材の流出がさらに継続する場合には、原子炉ウェル16および機器ピット17の水位は引き続き低下し、水位がRPV2内まで低下する。このとき、下部D/W6の機器ハッチ18は、内扉20または外扉21の少なくとも一方を常に閉鎖した状態で運用することが可能であるため、下部D/W6に流出した水が原子炉建屋4側に流出することを効果的に防止することが可能である。また上部D/W5とW/W7を接続する連通口に定期検査時のみ連通口の流路を閉塞させる閉止装置を設置しているために、この閉止装置22によって、下部D/W6からW/W7側への冷却材の流出を効果的に防止することができ、RPV2内の水位低下を抑制できる。
本実施例1によれば、図2に示す通りの効果が得られる。すなわち、RPV2から下部D/W6へ流出した冷却水が下部D/W6、上部D/W5およびRPV1内のみに滞留することにより、定期検査時に保有している原子炉ウェル16、機器ピット17、SFP12の上澄み水およびRPV2に保有されている水量のみで静的に炉心1の冠水維持を達成することができる。
またSFP12においてもセルフクロージングゲート23の作用効果により、十分な水位を確保することが可能である。また、動的な補給水設備に依存すること無く原子炉燃料の冠水維持が可能であるため、補給水設備の準備時間の確保や補給水容量の減少防止に大きく寄与する。
また原子炉建屋4への冷却水の流出を防止できることにより、補給水設備19を含む原子炉建屋内に設置した各種設備の水没を回避することができるため、補給水設備19の保護や財産保護の観点からも大きな効果が発揮される。
(実施例2)
本実施例2に係る原子力プラントの構成を図3に示す。
本実施例2に係る原子力プラントの構成を図3に示す。
本実施例2では、実施例1で設けられていた閉止装置22が削除されている一方、流出防止手段として、下部D/W6とW/W7とを接続するベント管9の出口に定期検査時のみベント管9の流路を閉塞させるベント管出口閉止装置24が設けられている。なお、実施例1と同一の構成要素には同一の符号を付して、詳細な説明は省略する。
(作用)
このように構成された実施例2に係る静的燃料冠水維持構造の作用は、下部D/W6からベント管9を経由したW/W7への流出はベント管出口閉止装置24によって効果的に防止できる。
このように構成された実施例2に係る静的燃料冠水維持構造の作用は、下部D/W6からベント管9を経由したW/W7への流出はベント管出口閉止装置24によって効果的に防止できる。
(効果)
本実施例2に係る静的燃料冠水維持構造においては、実施例1の効果に加えて、下部D/W6からベント管9を経由したW/W7への流出はベント管出口閉止装置24によって効果的に防止できる。
本実施例2に係る静的燃料冠水維持構造においては、実施例1の効果に加えて、下部D/W6からベント管9を経由したW/W7への流出はベント管出口閉止装置24によって効果的に防止できる。
(実施例3)
実施例3に係る構成を図4に示す。
実施例3に係る構成を図4に示す。
本実施例3の構成では、実施例1で設けられていた閉止装置22が削除されている一方、流出防止手段として、真空破壊弁11aに閉状態固定装置25が設けられるとともに、W/W7に圧縮空気タンク26、圧縮空気供給ライン27、圧縮空気供給弁28が接続され、また原子炉水位計29が追加されている。なお、実施例1と同一の構成要素には同一の符号を付して、重複する説明は省略する。
(作用)
このように構成された実施例3に係る静的燃料冠水維持構造の作用は、以下の通りである。定期点検時に冷却材喪失事故(LOCA)等が発生して、原子炉圧力容器(RPV)2内の水位が所定の水位に到達したことを原子炉水位計29によって検知すると、圧縮空気供給弁28が自動的に開弁する。すると、圧縮空気タンク26内の空気が圧縮空気供給ライン27を経由して、W/W7に供給される。この圧縮空気の供給によりW/W7が加圧され、下部D/W6からW/W7への冷却水の流出を効果的に防止することができる。
このように構成された実施例3に係る静的燃料冠水維持構造の作用は、以下の通りである。定期点検時に冷却材喪失事故(LOCA)等が発生して、原子炉圧力容器(RPV)2内の水位が所定の水位に到達したことを原子炉水位計29によって検知すると、圧縮空気供給弁28が自動的に開弁する。すると、圧縮空気タンク26内の空気が圧縮空気供給ライン27を経由して、W/W7に供給される。この圧縮空気の供給によりW/W7が加圧され、下部D/W6からW/W7への冷却水の流出を効果的に防止することができる。
また真空破壊弁11の閉状態固定装置25により、加圧されたW/W7から下部D/W6に空気が漏洩してW/W7内の圧力が低下することが防止される。
(効果)
本実施例3においては、圧縮空気の供給によりW/W7が加圧されることで、下部D/W6からW/W7への冷却水の流出を効果的に防止することができる。また真空破壊弁11の閉状態固定装置25により、加圧されたW/W7から下部D/W6に空気が漏洩してW/W7内の圧力が低下することが防止される。また、実施例1と同様の効果を奏する。
本実施例3においては、圧縮空気の供給によりW/W7が加圧されることで、下部D/W6からW/W7への冷却水の流出を効果的に防止することができる。また真空破壊弁11の閉状態固定装置25により、加圧されたW/W7から下部D/W6に空気が漏洩してW/W7内の圧力が低下することが防止される。また、実施例1と同様の効果を奏する。
(実施例4)
次に、実施例4の構成を図5に示す。
次に、実施例4の構成を図5に示す。
本実施例4では、炉心1より高い位置に設置された水源タンク30、重力注水ライン31、重力注水弁32、原子炉水位計29が追加されている。なお、実施例1と同一の構成要素には同一の符号を付して、それらの詳細な説明は省略する。
(作用)
実施例4の作用は、以下の通りである。定期点検時に冷却材喪失事故(LOCA)等が発生して、原子炉圧力容器(RPV)2内の水位が所定の水位に到達したことを原子炉水位計29が検出すると、重力注水弁32が自動的に開弁される。すると、水源タンク30内の水(補給水)が、重力注水ライン31を経由して、PCV3内に供給される。
実施例4の作用は、以下の通りである。定期点検時に冷却材喪失事故(LOCA)等が発生して、原子炉圧力容器(RPV)2内の水位が所定の水位に到達したことを原子炉水位計29が検出すると、重力注水弁32が自動的に開弁される。すると、水源タンク30内の水(補給水)が、重力注水ライン31を経由して、PCV3内に供給される。
(効果)
本実施例4においては、下部D/W6からW/W7へ水が流出した分の水量を、外部に設置された水源タンク30から供給でき、炉心1の冠水を静的に維持することができる。
本実施例4においては、下部D/W6からW/W7へ水が流出した分の水量を、外部に設置された水源タンク30から供給でき、炉心1の冠水を静的に維持することができる。
本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら新規な実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれるとともに、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれる。例えば、各実施形態で説明した構成を同時に適用して、より確実に水の下部D/W6からの流出を防止できる構成とすることもできる。
1…炉心、2… 原子炉圧力容器(RPV)、3…原子炉格納容器(PCV)、4…原子炉建屋、5…上部ドライウェル(上部D/W)、6…下部ドライウェル(下部D/W)、7…ウェットウェル(W/W)、8…連通口、9…ベント管、10…リターンライン、11…サプレッションプール、11a…真空破壊弁、12…使用済燃料プール(SFP)、13…使用済燃料、14…PCVヘッド、15…RPVヘッド、16…原子炉ウェル、17…機器ピット、18…下部D/W機器ハッチ(貫通口)、19…補給水設備、20…内扉、21…外扉、22…閉止装置、23…セルフクロージングゲート(自重閉止ゲート)、24…ベント管出口閉止装置、25…閉状態固定装置、26…圧縮空気タンク、27…圧縮空気供給ライン、28…圧縮空気供給弁、29…原子炉水位計、30…水源タンク、31…重力注水ライン、32…重力注水弁、33…リターンライン。
Claims (8)
- 原子力プラントにおいて、
炉心より低位置に設けられて、原子炉建屋から下部ドライウェル内へのアクセスや機器の搬出入が行われる貫通口に設置されて少なくとも内扉と外扉を有する多重扉と、
前記内扉と前記外扉との間に形成されて、前記貫通口より搬出入される機器を収容可能な空間と、を備えることを特徴とする原子力プラント。 - 前記下部ドライウェルと前記ウェットウェルを連通する連通口を介して、前記下部ドライウェルに溜まった水が前記ウェットウェルに流出することを防止する流出防止手段を備えることを特徴とする請求項1記載の原子力プラント。
- 前記流出防止手段が、前記連通口の前記下部ドライウェル側の流路を閉塞する閉止装置であることを特徴とする請求項2記載の原子力プラント。
- 前記閉止装置が、前記連通口の前記下部ドライウェル側の開口を塞ぐ閉止板と、フロートとを有し、前記下部ドライウェルの水位が所定値以下だと前記閉止板は前記開口を塞がず、前記下部ドライウェルの水位が所定値以上に達すると前記フロートの浮力により前記閉止板が前記開口を塞ぐように構成されたことを特徴とする請求項3記載の原子力プラント。
- 前記流出防止手段は、前記ウェットウェルと前記下部ドライウェルを接続する真空破壊弁に設置されて前記真空破壊弁を閉状態で固定する閉状態固定装置と、
圧縮空気を前記ウェットウェルへ供給する圧縮空気供給装置と、
原子炉圧力容器の水位を計測する原子炉水位計と、を有し、
前記原子炉水位計が所定の水位に達したことを検出すると、前記圧縮空気供給装置が前記ウェットウェルへ圧縮空気を前記ウェットウェルへ供給することを特徴とする請求項2記載の原子力プラント。 - 炉心より高い位置に設置された水源タンクと、
前記水源タンクの水を原子炉格納容器内へ供給する注水ラインと、
原子炉圧力容器の水位を計測する原子炉水位計と、をさらに備え、
前記原子炉水位系がその原子炉水位計の信号から重力注水弁の開信号を発信するインターロックと、前記原子炉水位計が所定の水位に達したことを検出すると、前記水源タンクから前記原子炉格納容器内へ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記載の原子力プラント。 - 使用済燃料プールと水路で接続された原子炉ウェルおよび機器ピットとの間に、通常水位状態で開状態となり、水位が所定値以下に低下した場合に自重で閉状態となるゲートを設置したことを特徴とする請求項1乃至請求項6の何れか1項に記載の原子力プラント。
- 原子力プラントの改造方法であって、定期検査の前もしくは定期検査中に、
炉心よりも低位置に設けられており原子炉建屋から下部ドライウェル内へのアクセスや機器の搬出入が行われる貫通口に、内扉と外扉とから成り前記内扉と前記外扉の間に前記貫通口より搬出入される機器を収容可能な空間を有する多重扉を設置し、
上部ドライウェルとウェットウェルとを接続する連通口に、前記下部ドライウェルと前記ウェットウェルを連通する連通口を介して、前記下部ドライウェルに溜まった水が前記ウェットウェルに流出することを防止する流出防止手段を設置することを特徴とする原子力プラントの改造方法。
Priority Applications (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2014140180A JP2016017819A (ja) | 2014-07-08 | 2014-07-08 | 原子力プラントおよびその改造方法 |
EP15175556.8A EP2966651B1 (en) | 2014-07-08 | 2015-07-06 | Nuclear power plant and remodeling method therefor |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2014140180A JP2016017819A (ja) | 2014-07-08 | 2014-07-08 | 原子力プラントおよびその改造方法 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JP2016017819A true JP2016017819A (ja) | 2016-02-01 |
Family
ID=53514086
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2014140180A Pending JP2016017819A (ja) | 2014-07-08 | 2014-07-08 | 原子力プラントおよびその改造方法 |
Country Status (2)
Country | Link |
---|---|
EP (1) | EP2966651B1 (ja) |
JP (1) | JP2016017819A (ja) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
KR20220135505A (ko) * | 2021-03-30 | 2022-10-07 | 한국전력기술 주식회사 | 원자력발전소의 사용후핵연료 저장시설과 연계된 에너지 저장장치 시스템 |
Families Citing this family (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN106297923A (zh) * | 2016-10-11 | 2017-01-04 | 上海核工程研究设计院 | 一种双池设计的乏燃料水池 |
CN107705861B (zh) * | 2017-09-27 | 2024-03-19 | 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 | 浮动核电站的安全壳结构 |
Family Cites Families (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH0273195A (ja) * | 1988-09-08 | 1990-03-13 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器 |
JPH11281786A (ja) * | 1998-03-31 | 1999-10-15 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器 |
JP2002341078A (ja) * | 2001-05-21 | 2002-11-27 | Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd | エアロック装置 |
JP4922332B2 (ja) * | 2009-03-30 | 2012-04-25 | 株式会社東芝 | 沸騰水型原子炉 |
WO2011074544A1 (ja) * | 2009-12-14 | 2011-06-23 | 株式会社東芝 | 原子炉の過渡緩和システム |
DE102012207473A1 (de) * | 2012-05-04 | 2013-11-07 | Areva Gmbh | Brennelementlagerbecken eines Kernkraftwerks |
-
2014
- 2014-07-08 JP JP2014140180A patent/JP2016017819A/ja active Pending
-
2015
- 2015-07-06 EP EP15175556.8A patent/EP2966651B1/en not_active Not-in-force
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
KR20220135505A (ko) * | 2021-03-30 | 2022-10-07 | 한국전력기술 주식회사 | 원자력발전소의 사용후핵연료 저장시설과 연계된 에너지 저장장치 시스템 |
KR102550139B1 (ko) | 2021-03-30 | 2023-06-30 | 한국전력기술 주식회사 | 원자력발전소의 사용후핵연료 저장시설과 연계된 에너지 저장장치 시스템 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
EP2966651B1 (en) | 2017-08-23 |
EP2966651A1 (en) | 2016-01-13 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JP4592773B2 (ja) | 静的冷却減圧系および加圧水型原子力プラント | |
US10290379B2 (en) | Passive containment cooling and filtered venting system, and nuclear power plant | |
KR101665059B1 (ko) | 코어캐쳐를 구비한 원자로용기 내외 노심용융물 냉각 시스템 및 방법 | |
JP2010085282A (ja) | 加圧水型原子力プラント | |
JP2014526053A (ja) | 小型受動安全システムを有する加圧水型原子炉 | |
JP4908561B2 (ja) | 原子炉格納容器及びこれを用いた原子力プラント | |
KR20150107855A (ko) | 핵 원자로의 노심을 냉각시키기 위한 수동 시스템 | |
JP2016017819A (ja) | 原子力プラントおよびその改造方法 | |
JP2004333357A (ja) | 原子炉格納容器 | |
US20150194226A1 (en) | Reactor containment pressure suppression | |
JP5279325B2 (ja) | 沸騰水型原子炉のハイブリッド安全系 | |
US11646124B2 (en) | Prevention device for LOCA and nuclear reactor having the same | |
KR102090059B1 (ko) | 핵 발전소의 연료 저장조 | |
JP2013007727A (ja) | 原子炉非常対策方法 | |
JP6178249B2 (ja) | ベントフィルタシステム設備 | |
JPH0334835B2 (ja) | ||
KR101445962B1 (ko) | 원자로 장기 냉각 장치 및 이를 이용한 원자로 냉각 방법 | |
JP4340521B2 (ja) | 原子炉建屋 | |
KR20130083187A (ko) | 원자로 외벽 공동 충수 시스템 | |
Song et al. | Improvement of molten core cooling strategy in a severe accident management guideline | |
KR20240013328A (ko) | 사용후연료저장조의 부유식 붕산 주입장치, 및 이를 포함하는 사용후연료저장조 설비 | |
Matsunaga | Sato et al. | |
JP6242690B2 (ja) | 原子力発電プラントの取水設備 | |
JP2017040588A (ja) | 原子炉設備 | |
WO2015093059A1 (ja) | 原子炉注水システム、原子力施設及び原子力プラントの配管系統 |