JP2017120226A - 冷却設備及び原子力プラント - Google Patents

Abstract

【課題】原子力プラントの機器冷却系並びに事故時における原子炉及びサプレッションプールの除熱手段の効率化及び多様化を図ることで、原子力プラントの安全性を向上させるとともに、定検期間の短縮化、配備コストの低減化を図る。【解決手段】原子力プラントのサプレッションプール５と複数の機器冷却系１１２Ａ、１１２Ｂに冷却水送水ポンプ１０を介して接続され、前記サプレッションプール及び／又は前記複数の機器冷却系のうち少なくとも１つの機器冷却系から送水された冷却水を冷却する冷却設備１１であって、前記冷却設備は、冷却設備熱交換器１３と、冷却装置１５と、冷水循環ポンプ１４と、それらの機器を接続する循環配管１２と、を備える。【選択図】図１

Description

本発明の実施形態は、原子炉や燃料プールの崩壊熱又は補機が発生する熱を除熱するための冷却設備及び原子力プラントに関する。

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、その他の機器等から発生する熱を除熱するための原子炉等冷却設備を備えており、冷却設備としては例えば残留熱除去系や、燃料プール冷却系、機器冷却系がある。

残留熱除去系は、原子炉圧力容器、サプレッションプール又は使用済燃料プールで発生する残留熱（崩壊熱）を除熱する。

また、残留熱除去系熱交換器は、機器冷却系の機器冷却系ポンプにより送水された冷水で冷却されている。残留熱除去系ポンプと残留熱除去系熱交換器は原子炉建屋内に設置され、残留熱除去系へ電力を供給する設備は信頼性確保のため各々の残留熱除去系に個別に設置されている。なお、機器冷却系が２系統あるものとして以下説明する箇所があるが、実際には３系統以上備える場合もある。

原子力発電プラントの事故時において、原子炉圧力容器の内部で発生した熱はサプレッションプール、残留熱除去系熱、機器冷却系へ移送され、最終的に海に放出される。なお、原子炉圧力容器の内部の温度と圧力が一定値以下であれば、原子炉圧力容器内部の水も同様に循環させて冷却することも可能である。

なお、機器冷却系は残留熱除去系の熱交換器以外にも例えば燃料プール冷却浄化系の熱交換器、ポンプや非常用ディーゼル発電機を冷却することもできる。

また、原子力発電プラントの定期点検（以下、「定検」ともいう。）における原子炉停止中にも、原子炉及び使用済み燃料から発生する崩壊熱を除熱する必要がある。このため、機器冷却系は、定検中にも必要最低限の負荷、例えば残留熱除去系、燃料プール冷却浄化系の熱交換器やポンプで発生する熱を除熱するために運転を継続する必要がある。

このため、機器冷却系の点検においては、複数ある機器冷却系の一つの運転を継続して他の系統を停止して点検を行い、点検の終わった後に運転する系統と停止する系統を切り替え、停止させた系統の点検を行う。このように交互に点検作業を行う必要があることから、定検期間が長期化する要因となっている。

また、機器冷却系の点検は、それぞれの機器冷却海水系の交互の点検実施に合わせて実施している。すなわち、接続された機器冷却系と機器冷却海水系点検を並行して行うが、原子炉での発生熱量が未だ高いときに機器冷却海水系の早期点検を行う場合や、機器冷却海水系の点検期間が長期化する場合の対策として、同一種類の負荷を冷却する複数の機器冷却系の系統間においてタイラインを設置したものが提案されている。これにより、点検中の機器冷却海水系に関連する冷却負荷を冷却することができないという制限を緩和することが可能となる。

また、定検期間を短縮化すべく、空気式冷凍機を用いた代替冷却設備を機器冷却系に接続して機器冷却海水系の冷却を継続可能とし、定検工程の期間を短縮するものが提案されている。

代替冷却設備を事故時の対策として運用する技術も提案されている。すなわち、大規模自然災害による共通要因故障により複数の残留熱除去系を同時に喪失する事象が発生したときであっても、原子炉圧力容器の炉心冷却水を機器冷却系に対して独立して設けられた代替冷却設備に導いて冷却して原子炉圧力容器に戻すことで、原子炉格納容器の内部の冷却を継続する。

特開２００１−１８８０９４号公報

上述したように、定検期間の短縮化を図るために、代替冷却設備を用いて複数の機器冷却系を同時に又は交互に定検可能にする手段が提案され、また、原子力発電プラントの事故時において、原子炉圧力容器やサプレッションプール５で発生した熱を代替冷却設備で除熱する手段も提案されているが、これらの代替冷却設備は、それぞれ個別に設けられているため、複数の代替冷却設備を必要とする。そのため、多数の代替冷却設備を配備する必要が生じることになり、設置スペースの確保、接続配管の複雑化、高額な配備コスト等の課題があった。

本発明の実施形態は、上記課題を解決するためになされたもので、機器冷却系並びに事故時における原子炉及びサプレッションプールの除熱手段の効率化及び多様化を図ることで、原子力プラントの安全性を向上させるとともに、定検期間の短縮化、配備コストの低減化を図ることができる冷却設備及び原子力プラントを提供することを目的としている。

上記課題を解決するために、本発明の実施形態に係る冷却設備は、原子力プラントのサプレッションプールと複数の機器冷却系に冷却水送水ポンプを介して接続され、前記サプレッションプール及び／又は前記複数の機器冷却系のうち少なくとも１つの機器冷却系から送水された冷却水を冷却する冷却設備であって、前記冷却設備は、冷却設備熱交換器と、冷却装置と、冷水循環ポンプと、それらの機器を接続する循環配管と、を備えることを特徴とする。

本発明の実施形態によれば、原子力プラントの機器冷却系並びに事故時における原子炉及びサプレッションプールの除熱手段の効率化及び多様化を図ることで、原子力プラントの安全性を向上させるとともに、定検期間の短縮化、配備コストの低減化を図ることができる。

第１の実施形態に係る冷却設備を備えた原子力プラントの冷却系統図。 第２の実施形態に係る冷却設備を備えた原子力プラントの冷却系統図。 第３の実施形態に係る冷却設備を備えた原子力プラントの冷却系統図。 第４の実施形態に係る冷却設備を備えた原子力プラントの冷却系統図。

以下、本発明に係る冷却設備及び原子力プラントの実施形態について、図面を参照して説明する。
［第１の実施形態］
本発明の第１の実施形態に係る冷却設備について、図１を用いて説明する。

（全体構成）
図１は第１の実施形態に係る原子炉等代替冷却設備（以下、冷却設備）１１を備えた原子力プラントの冷却系統図である。
図１に示す冷却系統は、原子炉圧力容器２、サプレッションプール５、複数の機器冷却系（ここでは、機器冷却系１１２Ａ、１１２Ｂのみ図示）、原子炉等冷却設備１１、原子炉等冷却設備１１に冷却水を送水する冷却水送水ポンプ１０、残留熱除去系ポンプ１０２、及びこれらを相互に接続する配管、バルブ等から構成される。このうち、冷却設備１１は、冷却設備熱交換器１３、冷水循環ポンプ１４、空冷式熱交換器又は可搬型熱交換器からなる冷却装置１５、及び循環配管１２から構成される。

また、機器冷却系、例えば機器冷却系１１２Ａは、機器冷却系ポンプ１１１、除熱が必要な冷却負荷１１４、機器冷却系熱交換器１１３から構成され、機器冷却系１１２Ａの冷却水は残留熱除去系熱交換器１０２で残留熱を除熱し、機器冷却系熱交換器１１３で機器冷却海水系１１６Ａにより冷却される。

冷却水送水ポンプ１０の入口は、サプレッションプール５の冷却水を取水する配管１６と連絡し、かつ、機器冷却系１１２Ａ、１１２Ｂの冷却水を取水する配管１７と連絡する。冷却水送水ポンプ１０の出口は、冷却水を冷却する冷却設備１１の入口に接続され、冷却設備１１の出口は原子炉圧力容器２およびサプレッションプール５へ冷却水を還流させる配管１８と連絡し、さらに、機器冷却系１１２Ａ、１１２Ｂへ冷却水を還流させる配管１９と連絡する。
なお、冷却設備１１と冷却水送水ポンプ１０が入れ替わる構成であってもよい。

また、図１では、機器冷却系として２つの機器冷却系１１２Ａ、１１２Ｂを図示しているが、これ以外にも複数の機器冷却系が存在する。これらの機器冷却系は、同種類の冷却負荷１１４を冷却する系統（例えば、原子炉機器冷却系Ａ、原子炉機器冷却系Ｂ、・・）であってもよいし、異なる種類の冷却負荷１１４を冷却する系統（例えば、原子炉機器冷却系Ａ、タービン機器冷却系Ａ、・・）であってもよく、それらの組み合わせでもよい。

（冷却設備１１の構成、作用効果）
冷却設備１１の冷却装置１５として、従来の固定型の海水冷却式熱交換器を用いた場合には、津波や竜巻等の大災害により固定型の機器冷却海水系（１１６Ａ、１１６Ｂ）や非常用ディーゼル発電機が同時に機能喪失する恐れがある。

そのため、本第１の実施形態では、冷却設備１１の冷却装置１５として、例えば空冷式熱交換器又は可搬型熱交換器が用いられる。ここで、可搬型熱交換器とは、例えば冷却の対象となる水と、海水、湖水または河川水との間で熱交換を行うため、車両にポンプや熱交換器を積載した設備をいう。

冷却装置１５として空冷式熱交換器を用いる場合は最終的な熱の逃がし場が従来の海と異なる大気となるため、リスクの分散を図ることができる。また、可搬型熱交換器を用いる場合は、津波等による被害を受けない場所に常時保管することで、同じくリスクの分散を図ることができる。

また、冷却装置１５と冷却設備熱交換器１３との間を閉ループの循環配管１２を接続したことで、原子力発電プラント事故時に放射性物質を含むサプレッションプール５の水が冷却設備熱交換器１３の伝熱管等を介して大気や海水と接触することを防止することができる。

（冷却設備１１の配置）
冷却設備１１へ冷却水を送水する冷却水送水ポンプ１０及び冷却設備１１の冷却設備熱交換器１３は原子炉建屋外の地下洞道内に設置され、冷却設備１１の冷水循環ポンプ１４と冷却装置１５が原子炉建屋外に設置される。

すなわち、冷却設備１１は、原子炉建屋から離れた場所に設置するほど、原子炉建屋内に設置された従来の設備と共に機能を喪失するリスクが低減される。しかし、冷却水送水ポンプ１０と冷却設備熱交換器１３については、設置場所を原子炉建屋から離れた場所にするほど、より長い配管が必要となる。これらの設備は原子力発電プラント事故時に放射性物質を含む水が通過する可能性のあることから、原子炉建屋外における配管等から漏えいする可能性や、放射性物質を含む水が通過する配管の付近は放射線量が増加して管理エリアが拡大することから好ましくない。

このため、冷却水送水ポンプ１０と冷却設備熱交換器１３は、原子炉建屋付近の地下洞道内に設置することが好ましい。地下洞道内に設置された機器は、原子炉建屋内に設置された従来の設備の機能が喪失する可能性のある事象に対して、機能を喪失するリスクが低減すると期待される。

一方、冷却設備１１の冷水循環ポンプ１４と冷却装置１５は、原子力発電プラントの事故時に放射性物質を含む水が通過する可能性の低いことから、必ずしも地下洞道内に設置する必要はなく、原子炉建屋から十分な距離を取った場所に設置することが好ましい。なお、これらの機器を地下洞道内に設置してもよい。

上記のように、冷却水送水ポンプ１０と冷却設備１１を配置したことで、原子炉建屋内に設置された従来の設備の機能が喪失する恐れのある事象が発生しても、共に機能を喪失するリスクが低減されるので、原子炉圧力容器２の内部で発生した崩壊熱を継続的に除熱することが可能となるとともに、機器冷却系１１２Ａ、１１２Ｂの冷却負荷１１４の除熱機能の多様化及び多重化を図ることができるため、プラントの安全性の向上及び定検期間の短縮化を図ることができる。

（作用）
上記のように構成された本実施形態において、定検期間中に１又は複数の機器冷却系及び機器冷却海水系１１６Ａ、１１６Ｂ・・を保守点検する場合、冷却設備１１を用いて保守点検対象の機器冷却系の冷却負荷１１４を冷却することで、従来定検期間中に運転していた機器冷却系１１２の一部又は全部を同時に停止することが可能となる。

また、原子力発電プラントの事故時には、原子炉格納容器１や原子炉圧力容器２の内部で発生した熱がサプレッションプール５に蓄積される。昇温したサプレッションプール５の水は、残留熱除去系（配管１０４、残留熱除去系ポンプ１０１、残留熱除去系熱交換器１０２、配管１０６、１０９からなる系統）で冷却されるが、さらに、状況に応じて（例えば、残留熱除去系ポンプ１０１又は残留熱除去系熱交換器１０２が機能不全となった場合、等）サプレッションプール５の水は、配管１６、冷却水送水ポンプ１０を介して冷却設備１１に送水され、冷却設備熱交換器１３で冷却することができる。この冷却設備熱交換器１３で冷却された冷却水は配管１８を介してサプレッションプール５に還流される。

さらに、冷却設備熱交換器１３で冷却された冷却水を原子炉圧力容器２内に注入してもよく、これにより原子炉圧力容器２内の残留熱を除熱することが可能となる。

（効果）
以上説明したように、本第１の実施形態によれば、冷却設備１１を設けたことにより、定検時に１又は複数の機器冷却系１１２Ａ、１１２Ｂ・・を同時に停止することが可能となるため、定検作業の効率化及び定検期間の短縮化を図ることができる。また、事故時において、原子炉圧力容器２やサプレッションプール５の残留熱を除熱可能とすることで、残留熱の除熱能力の拡大及び除熱手段の多様化を図ることができるとともに、原子力プラントの安全性を向上させることができる。

［第２の実施形態］
本発明の第２の実施形態に係る冷却設備について、図２を用いて説明する。なお、上記実施形態と同一又は類似の構成には同一の符号を付し、重複説明を省略する。

（構成）
本第２の実施形態は、冷却設備１１に貯水槽２２を設けた構成としている。
本実施形態に係る冷却設備１１は、図２に示すように、冷却装置１５の出口側に設けられた貯水槽２２と、冷水循環ポンプ１４の出口側と冷却設備熱交換器１３の間の循環配管１２から分岐し冷却設備１１の出口側と接続する配管２０と、機器冷却系１１２Ａ、１１２Ｂと冷却設備１１の配管１２とを接続する配管２１を備えている。

（作用）
上記のように構成された本第２の実施形態において、冷水循環ポンプ１４の出口側と冷却設備熱交換器１３の間の循環配管１２から分岐する配管２０を設け、かつ、冷却装置１５の出口側に貯水槽２２を設けたことにより、原子力発電プラントの事故時に冷水循環ポンプ１４を利用して原子炉圧力容器２内へ貯水槽２２内の水を注入することが可能となる。

また、機器冷却系１１２Ａ、１１２Ｂの冷却負荷１１４を、配管１７、冷却水送水ポンプ１０を介して冷却設備１１に送水し冷却する系統（第１の実施形態）に加え、配管２１を介して冷却設備１１に送水し冷却装置１５で冷却する系統を備えている。

これにより、機器冷却系１１２Ａ、１１２Ｂの冷却負荷１１４を冷却することが可能な系統が２系統となり、例えば、一方の系統を定検により停止する間、他の系統で冷却負荷１１４を冷却することが可能となる。

（効果）
以上説明したように、本第２の実施形態によれば、冷却設備１１に貯水槽２２及び配管２０を設けたことにより、原子炉圧力容器２の残留熱の除熱能力が拡大するとともに、原子炉圧力容器２へ冷却水を注入する手段が多様化されることで、原子力プラントの安全性を向上させることができる。

また、循環配管１２に配管２１を接続したことで、複数の機器冷却系１１２Ａ、１１２Ｂ・・の冷却負荷１１４も複数の系統で選択的に冷却することが可能となるため、冷却能力の向上、冷却系統の多重化及び多様化を図ることができる。これにより、定検期間の短縮化を図るとともに、原子力プラントの安全性を向上させることができる。

［第３の実施形態］
本発明の第３の実施形態に係る冷却設備について、図３を用いて説明する。なお、上記実施形態と同一又は類似の構成には同一の符号を付し、重複説明を省略する。

本第３の実施形態では、図３に示すように、冷却水送水ポンプ１０の入口側に原子炉圧力容器２から冷却水を導く配管２３を接続する構成としている。これにより、原子炉圧力容器２からの冷却水を冷却設備１１によって直接冷却することが可能となり、原子炉圧力容器２の内部で発生した崩壊熱の冷却能力の向上を図り、かつ除熱手段の多様化を図ることができる。

［第４の実施形態］
本発明の第４の実施形態に係る冷却設備１１について、図４を用いて説明する。なお、上記実施形態と同一又は類似の構成には同一の符号を付し、重複説明を省略する。

本第４の実施形態では、図４に示すように、例えば、機器冷却系１１２Ａの配管に、可搬型熱交換器（図示せず）と接続するための接続口２４を少なくとも１つ設ける構成としている。

この接続口２４に可搬型熱交換器を接続することで、可搬型熱交換器により機器冷却系１１２Ａの冷却負荷１１４の一部又は全部を冷却することが可能となる。なお、接続口２４は、各機器冷却系１１２Ａ、１１２Ｂ・・に１又は複数設けてもよい。

ここで、原子炉圧力容器２の内部で発生する炉心燃料の崩壊熱は、原子炉停止後に時間がたつにつれ減少する。そのため、接続口２４に接続された可搬型熱交換器と冷却設備１１の両方を使用して機器冷却系１１２Ａ、１１２Ｂ・・の冷却負荷１１４を冷却することで、冷却能力が高まり、原子炉停止後のより早い時期に、機器冷却系１１２Ａ、１１２Ｂ・・の一部又は全部の運転を停止することが可能になる。

以上、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、組み合わせ、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。

１…原子炉格納容器、２…原子炉圧力容器、３…ドライウェル、４…ウェットウェル、５…サプレッションプール、１０…冷却水送水ポンプ、１１…冷却設備、１２…循環配管、１３…冷却設備熱交換器、１４…冷水循環ポンプ、１５…冷却装置、１６〜２１…配管、２２…貯水槽、２３…配管、２４…接続口、１０１…残留熱除去系ポンプ、１０２…残留熱除去系熱交換器、１０３〜１０７…配管、１０８…ドライウェルスプレイ、１０９…配管、１１０…サプレッションプールスプレイ、１１１…機器冷却系ポンプ、１１２Ａ、１１２Ｂ…機器冷却系、１１３…機器冷却系熱交換器、１１４…冷却負荷、１１５…機器冷却海水系ポンプ、１１６Ａ、１１６Ｂ…機器冷却海水系、１１７…主蒸気管

Claims (7)

1. 原子力プラントのサプレッションプールと複数の機器冷却系に冷却水送水ポンプを介して接続され、前記サプレッションプール及び／又は前記複数の機器冷却系のうち少なくとも１つの機器冷却系から送水された冷却水を冷却する冷却設備であって、
   前記冷却設備は、冷却設備熱交換器と、冷却装置と、冷水循環ポンプと、それらの機器を接続する循環配管と、を備えることを特徴とする冷却設備。
2. 前記冷却設備は、前記冷却装置の出口側に設けられた貯水槽と、前記機器冷却系と前記冷却装置の入口側を接続する配管と、前記貯水槽の出口側と原子炉圧力容器を接続する配管とをさらに備えることを特徴とする請求項１記載の冷却設備。
3. 前記冷却水送水ポンプの入口側と原子炉圧力容器が配管により接続され、前記冷却設備は、前記原子炉圧力容器から送水された冷却水を冷却することを特徴とする請求項１又は２記載の冷却設備。
4. 前記冷却装置は、空冷式熱交換器又は可搬型熱交換器からなることを特徴とする請求項１乃至３のいずれかに記載の冷却設備。
5. 前記機器冷却系に前記可搬型熱交換器と接続するための接続口を少なくとも１つ設けたことを特徴とする請求項４記載の冷却設備。
6. 前記冷却水送水ポンプ及び前記冷却設備熱交換器を原子炉建屋外の地下洞道内に設置し、前記冷水循環ポンプと前記冷却装置を原子炉建屋外に設置し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冷却設備。
7. 請求項１乃至６のいずれかに記載の冷却設備を備えた原子力プラント。
   

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