JP2859990B2 - 沸騰水型原子炉設備 - Google Patents
沸騰水型原子炉設備Info
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- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は主蒸気系、何らかの原因
で原子炉の水位が低下した場合に冷却水を補給する原子
炉隔離時冷却系および非常用炉心冷却系を有する沸騰水
型原子炉設備に関する。
で原子炉の水位が低下した場合に冷却水を補給する原子
炉隔離時冷却系および非常用炉心冷却系を有する沸騰水
型原子炉設備に関する。
【０００２】
【従来の技術】従来は、柏崎刈羽６・７号機の設置許可
申請書添付八章の工学的安全設備で記載されているよう
に、再循環系にインターナルポンプを用いた原子炉の異
常時に原子炉冷却水を補給する系統は、原子炉隔離時冷
却系（ＲＣＩＣ）と非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）から
構成されている。非常用炉心冷却系は、２系統の高圧注
水系（ＨＰＣＦ）と３系統の低圧注水系（ＬＰＦＬ）を
有し、原子炉隔離時冷却系を高圧注水系としても用いる
ことにより高圧注水系も３系統とし、３系統の非常用電
源に３系統各々高圧、低圧の注水系１系統ずつ接続した
電源３区分の構成としている。
申請書添付八章の工学的安全設備で記載されているよう
に、再循環系にインターナルポンプを用いた原子炉の異
常時に原子炉冷却水を補給する系統は、原子炉隔離時冷
却系（ＲＣＩＣ）と非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）から
構成されている。非常用炉心冷却系は、２系統の高圧注
水系（ＨＰＣＦ）と３系統の低圧注水系（ＬＰＦＬ）を
有し、原子炉隔離時冷却系を高圧注水系としても用いる
ことにより高圧注水系も３系統とし、３系統の非常用電
源に３系統各々高圧、低圧の注水系１系統ずつ接続した
電源３区分の構成としている。
【０００３】これらの注水系の容量は、設計上の必要容
量の５０％で設計されており実際には２区分の高圧／低
圧注水系が起動すれば十分な容量が確保できるようにな
っている。このため、万一原子炉の異常時に、厳しい仮
定であるが、電源１区分に故障が発生しても機能上十分
な設計としている。
量の５０％で設計されており実際には２区分の高圧／低
圧注水系が起動すれば十分な容量が確保できるようにな
っている。このため、万一原子炉の異常時に、厳しい仮
定であるが、電源１区分に故障が発生しても機能上十分
な設計としている。
【０００４】ＲＣＩＣは、タービン駆動のポンプを用い
ており、原子炉隔離のような過渡時に原子炉水位低（Ｌ
１）より高く通常運転水位より低い位置に設定された原
子炉水位Ｌ２で起動し原子炉水位の低下を防止する。ま
た、冷却材喪失事故時等においてもＬ２で起動し、原子
炉圧力の高い状態でも冷却水の注水を行う。
ており、原子炉隔離のような過渡時に原子炉水位低（Ｌ
１）より高く通常運転水位より低い位置に設定された原
子炉水位Ｌ２で起動し原子炉水位の低下を防止する。ま
た、冷却材喪失事故時等においてもＬ２で起動し、原子
炉圧力の高い状態でも冷却水の注水を行う。
【０００５】ＨＰＣＦは、水位Ｌ１とＬ２の間に設定さ
れている原子炉水位Ｌ１．５で起動し、冷却材喪失事故
時に、ＲＣＩＣと同様に原子炉圧力の高い状態から冷却
水の注水を行う。またＨＰＣＦは、過渡時に万一ＲＣＩ
Ｃが起動しなかった場合でもＲＣＩＣの代りに水位低下
の防止を行う機能も有している。
れている原子炉水位Ｌ１．５で起動し、冷却材喪失事故
時に、ＲＣＩＣと同様に原子炉圧力の高い状態から冷却
水の注水を行う。またＨＰＣＦは、過渡時に万一ＲＣＩ
Ｃが起動しなかった場合でもＲＣＩＣの代りに水位低下
の防止を行う機能も有している。
【０００６】一方、ＬＰＦＬは原子炉水位がＬ１に達し
た場合に起動し、同様にＬ１到達後３０秒の時間遅れで
ドライウェル圧力高信号が同時に出ていれば起動する自
動減圧系（ＡＤＳ）により原子炉減圧した後原子炉への
注水を行い、常に炉心を冠水維持させる働きを持つ。こ
のＬＰＦＬは、残留熱除去機能も併せ持っており、ＬＯ
ＣＡ後の崩壊熱除去ばかりでなく通常のプラント停止、
プール冷却、格納容器スプレイ等多機能な性能を有して
いる。
た場合に起動し、同様にＬ１到達後３０秒の時間遅れで
ドライウェル圧力高信号が同時に出ていれば起動する自
動減圧系（ＡＤＳ）により原子炉減圧した後原子炉への
注水を行い、常に炉心を冠水維持させる働きを持つ。こ
のＬＰＦＬは、残留熱除去機能も併せ持っており、ＬＯ
ＣＡ後の崩壊熱除去ばかりでなく通常のプラント停止、
プール冷却、格納容器スプレイ等多機能な性能を有して
いる。
【０００７】以上のＲＣＩＣ，ＨＰＣＦ，ＬＰＦＬは、
ＥＣＣＳとして用いられるため自動の流量調整は行わ
ず、起動要求が満されるとシステムの注水能力に基づい
て原子炉に注水を行うようにしており、注水能力が過剰
なため原子炉水位が上昇しすぎるような場合は、運転員
が手動で停止するようにしている。但し、ＲＣＩＣは原
子炉隔離等の過渡時に用いる設備でもあるため、手動に
よる流量調整が行えるようになっている。
ＥＣＣＳとして用いられるため自動の流量調整は行わ
ず、起動要求が満されるとシステムの注水能力に基づい
て原子炉に注水を行うようにしており、注水能力が過剰
なため原子炉水位が上昇しすぎるような場合は、運転員
が手動で停止するようにしている。但し、ＲＣＩＣは原
子炉隔離等の過渡時に用いる設備でもあるため、手動に
よる流量調整が行えるようになっている。
【０００８】また、ＬＯＣＡ時には、どの様な破断を想
定し、かつ最も厳しい単一故障を仮定しても原子炉の圧
力が高い期間はＲＣＩＣあるいはＨＰＣＦによる注水に
より炉心の露出を回避するようにしているが、原子炉水
位がＬ１に達しドライウェル圧力高信号が出るとＡＤＳ
が起動して原子炉圧力を低下させ、原子炉の圧力が約
２．８Ｋｇ／ｃｍ2 以下となるとＬＰＦＬが炉内に注入
できるようになり、最終的にはＬＯＣＡの全期間を通じ
て炉心は常に冠水維持される。
定し、かつ最も厳しい単一故障を仮定しても原子炉の圧
力が高い期間はＲＣＩＣあるいはＨＰＣＦによる注水に
より炉心の露出を回避するようにしているが、原子炉水
位がＬ１に達しドライウェル圧力高信号が出るとＡＤＳ
が起動して原子炉圧力を低下させ、原子炉の圧力が約
２．８Ｋｇ／ｃｍ2 以下となるとＬＰＦＬが炉内に注入
できるようになり、最終的にはＬＯＣＡの全期間を通じ
て炉心は常に冠水維持される。
【０００９】
【発明が解決しようとする課題】従来の原子炉の異常時
の注水系は、以上述べたように過渡事象から事故に至る
すべての事象を包含する能力を有しており、高信頼性か
つ多機能なシステム構成となっており、沸騰水型原子炉
システムの安全性が十分に確保できるようになってい
る。
の注水系は、以上述べたように過渡事象から事故に至る
すべての事象を包含する能力を有しており、高信頼性か
つ多機能なシステム構成となっており、沸騰水型原子炉
システムの安全性が十分に確保できるようになってい
る。
【００１０】しかしながら、従来の設備は高圧注水系も
ＥＣＣＳとなっているため、原子炉隔離あるいは破断面
積の小さなＬＯＣＡ時には注水能力過剰となる場合もあ
り、このような場合、運転員は手動でＲＣＩＣの流量調
整を行うか、ＨＰＣＦの手動による停止起動操作により
原子炉水位の安定確保を行うことが必要である。このよ
うな運転員操作は、安全上の問題とはならないが、原子
炉の異常状態での運転員の操作であり、なるべく軽減す
ることが望しい。
ＥＣＣＳとなっているため、原子炉隔離あるいは破断面
積の小さなＬＯＣＡ時には注水能力過剰となる場合もあ
り、このような場合、運転員は手動でＲＣＩＣの流量調
整を行うか、ＨＰＣＦの手動による停止起動操作により
原子炉水位の安定確保を行うことが必要である。このよ
うな運転員操作は、安全上の問題とはならないが、原子
炉の異常状態での運転員の操作であり、なるべく軽減す
ることが望しい。
【００１１】また、高圧注水系、低圧注水系はともにＥ
ＣＣＳ機能を有するため、信頼性が高く大容量の非常用
電源を必要とする。また、ＥＣＣＳは運転中のサーベラ
ンス試験、定検中の起動前試験等多大な保守作業が必要
となる。
ＣＣＳ機能を有するため、信頼性が高く大容量の非常用
電源を必要とする。また、ＥＣＣＳは運転中のサーベラ
ンス試験、定検中の起動前試験等多大な保守作業が必要
となる。
【００１２】本発明の目的は、非常用炉心冷却系の設備
を簡素化し、操作性を向上した沸騰水型原子炉設備を提
供することである。
を簡素化し、操作性を向上した沸騰水型原子炉設備を提
供することである。
【００１３】本発明の他の目的は、非常用電源を簡素化
し、保守点検性を向上した沸騰水型原子炉設備を提供す
ることである。
し、保守点検性を向上した沸騰水型原子炉設備を提供す
ることである。
【００１４】上記目的を達成するために、本発明は、異
常時に原子炉圧力容器に冷却水を補給する原子炉隔離時
冷却系および非常時炉心冷却系と、原子炉圧力容器の気
相部に接続された自動減圧系とを備えた沸騰水型原子炉
設備において、前記自動減圧系を通常運転水位より低い
第１の原子炉水位に設定された原子炉水位低信号のみで
起動するようにし、前記非常用炉心冷却系を、前記原子
炉水位低信号を受けて起動し、原子炉の炉心を露出させ
ることのない吐出圧力と吐出流量とを有するポンプを備
えた低圧注水系のみで構成し、前記原子炉隔離時冷却系
を、前記第１の原子炉水位より高い第２の原子炉水位に
設定された原子炉水位低信号を受けて起動するポンプを
備えた高圧注水系で構成したものである。また上記目的
を達成するために、本発明は、異常時に原子炉圧力容器
に冷却水を補給する原子炉隔離時冷却系および非常時炉
心冷却系と、原子炉圧力容器の気相部に接続された自動
減圧系とを備えた沸騰水型原子炉設備において、前記自
動減圧系を通常運転水位より低い第１の原子炉水位に設
定された原子炉水位低信号のみで起動するようにし、前
記非常用炉心冷却系を、前記原子炉水位低信号を受けて
起動し、原子炉の炉心を露出させることのない吐出圧力
と吐出流量とを有するポンプを備えた低圧注水系のみで
構成し、前記原子炉隔離時冷却系を、前記第１の原子炉
水位より高く通常運転水位より低い第２の原子炉水位に
設定された原子炉水位低信号を受けて起動するポンプを
備えた高圧注水系で構成したものである。
常時に原子炉圧力容器に冷却水を補給する原子炉隔離時
冷却系および非常時炉心冷却系と、原子炉圧力容器の気
相部に接続された自動減圧系とを備えた沸騰水型原子炉
設備において、前記自動減圧系を通常運転水位より低い
第１の原子炉水位に設定された原子炉水位低信号のみで
起動するようにし、前記非常用炉心冷却系を、前記原子
炉水位低信号を受けて起動し、原子炉の炉心を露出させ
ることのない吐出圧力と吐出流量とを有するポンプを備
えた低圧注水系のみで構成し、前記原子炉隔離時冷却系
を、前記第１の原子炉水位より高い第２の原子炉水位に
設定された原子炉水位低信号を受けて起動するポンプを
備えた高圧注水系で構成したものである。また上記目的
を達成するために、本発明は、異常時に原子炉圧力容器
に冷却水を補給する原子炉隔離時冷却系および非常時炉
心冷却系と、原子炉圧力容器の気相部に接続された自動
減圧系とを備えた沸騰水型原子炉設備において、前記自
動減圧系を通常運転水位より低い第１の原子炉水位に設
定された原子炉水位低信号のみで起動するようにし、前
記非常用炉心冷却系を、前記原子炉水位低信号を受けて
起動し、原子炉の炉心を露出させることのない吐出圧力
と吐出流量とを有するポンプを備えた低圧注水系のみで
構成し、前記原子炉隔離時冷却系を、前記第１の原子炉
水位より高く通常運転水位より低い第２の原子炉水位に
設定された原子炉水位低信号を受けて起動するポンプを
備えた高圧注水系で構成したものである。
【００１５】また、前記原子炉隔離時冷却系の高圧注水
系に備えられたポンプは、原子炉隔離事象で前記第１の
原子炉水位に至ることない吐出圧力と吐出流量とを有す
るものである。
系に備えられたポンプは、原子炉隔離事象で前記第１の
原子炉水位に至ることない吐出圧力と吐出流量とを有す
るものである。
【００１６】上記沸騰水型原子炉設備において、好まし
くは、前記非常用炉心冷却系の低圧注水系を３系統設
け、前記原子炉隔離時冷却系の高圧注水系を１系統また
は２系統設ける。
くは、前記非常用炉心冷却系の低圧注水系を３系統設
け、前記原子炉隔離時冷却系の高圧注水系を１系統また
は２系統設ける。
【００１７】また、好ましくは、前記原子炉隔離時冷却
系の高圧注水系を常用系とする。
系の高圧注水系を常用系とする。
【００１８】更に、好ましくは、前記原子炉隔離時冷却
系の高圧注水系に自動流量調整機能を持つ流量制御弁を
配置する。
系の高圧注水系に自動流量調整機能を持つ流量制御弁を
配置する。
【００１９】また、好ましくは、前記原子炉隔離時冷却
系の高圧注水系のポンプを蒸気タービン駆動のポンプと
し、このポンプに発電機を接続し、この発電機で生じた
電気を原子炉隔離時冷却系の制御系に供給する。
系の高圧注水系のポンプを蒸気タービン駆動のポンプと
し、このポンプに発電機を接続し、この発電機で生じた
電気を原子炉隔離時冷却系の制御系に供給する。
【００２０】
【作用】自動減圧系（ＡＤＳ）を通常運転水位より低い
第１の原子炉水位に設定された原子炉水位低信号のみで
起動するようにし、非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）を、
その原子炉水位低信号を受けて起動し、原子炉の炉心を
露出させることのない吐出圧力と吐出流量とを有するポ
ンプを備えた低圧注水系（ＬＰＦＬ）のみで構成するこ
とにより、原子炉水位の安定確保が万一できなかった場
合、迅やかにＡＤＳによる原子炉減圧とＥＣＣＳによる
補給により炉心は常に冠水維持される。このため、ＡＤ
Ｓが起動以前の高圧時に注入する系統（高圧注水系：Ｒ
ＣＩＣ，ＨＰＣＦ）を、ＥＣＣＳではなく過渡時専用の
常用系とすることができ、これによりＥＣＣＳを低い吐
出圧力のポンプを用いた系統だけで構成することがで
き、系統数も従来に比べて少なくすることができるた
め、沸騰水型原子炉設備を簡素化することができると共
に操作性を向上することができる。
第１の原子炉水位に設定された原子炉水位低信号のみで
起動するようにし、非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）を、
その原子炉水位低信号を受けて起動し、原子炉の炉心を
露出させることのない吐出圧力と吐出流量とを有するポ
ンプを備えた低圧注水系（ＬＰＦＬ）のみで構成するこ
とにより、原子炉水位の安定確保が万一できなかった場
合、迅やかにＡＤＳによる原子炉減圧とＥＣＣＳによる
補給により炉心は常に冠水維持される。このため、ＡＤ
Ｓが起動以前の高圧時に注入する系統（高圧注水系：Ｒ
ＣＩＣ，ＨＰＣＦ）を、ＥＣＣＳではなく過渡時専用の
常用系とすることができ、これによりＥＣＣＳを低い吐
出圧力のポンプを用いた系統だけで構成することがで
き、系統数も従来に比べて少なくすることができるた
め、沸騰水型原子炉設備を簡素化することができると共
に操作性を向上することができる。
【００２１】また、高圧注水系は常用系とすることによ
り非常用電源を必ずしも設ける必要はなくなり、非常電
源等の設備の簡素化、保守点検性の向上を図ることがで
きる。また、非常用電源を必要としないことから、電動
あるいは蒸気駆動以外の駆動源、たとえばガスタービン
駆動のような手段を用いて系統を構成することも可能と
し、系統設計が簡素化できる。また、原子炉隔離の原因
が全交流電源の喪失であったとしても、高圧注水系は他
系統からの電気供給を期待せずに稼働し続けることがで
きるため、高圧時の原子炉水位確保能力は向上する。
り非常用電源を必ずしも設ける必要はなくなり、非常電
源等の設備の簡素化、保守点検性の向上を図ることがで
きる。また、非常用電源を必要としないことから、電動
あるいは蒸気駆動以外の駆動源、たとえばガスタービン
駆動のような手段を用いて系統を構成することも可能と
し、系統設計が簡素化できる。また、原子炉隔離の原因
が全交流電源の喪失であったとしても、高圧注水系は他
系統からの電気供給を期待せずに稼働し続けることがで
きるため、高圧時の原子炉水位確保能力は向上する。
【００２２】また、高圧注水系（ＲＣＩＣ）に自動流量
調整機能を持つ流量制御弁を配置することにより、過渡
時の水位維持能力を高めることができる。
調整機能を持つ流量制御弁を配置することにより、過渡
時の水位維持能力を高めることができる。
【００２３】更に、高圧注水系のポンプを蒸気タービン
駆動のポンプとし、このポンプに発電機を接続し、この
発電機で生じた電気を制御系に供給することにより、高
圧注水系に自己発電機能を持せ、全交流電源の喪失状態
でも注水機能の維持を持たせ、水位維持機能を高めるこ
とができる。
駆動のポンプとし、このポンプに発電機を接続し、この
発電機で生じた電気を制御系に供給することにより、高
圧注水系に自己発電機能を持せ、全交流電源の喪失状態
でも注水機能の維持を持たせ、水位維持機能を高めるこ
とができる。
【００２４】
【実施例】以下、本発明の一実施例を図１〜図６により
説明する。図１において、圧力容器４には核燃料を装荷
した炉心５が内包されており、炉心出力は図示しない制
御棒を出し入れすることにより制御される。圧力容器４
で発生した蒸気は主蒸気管７を経て図示しないタービン
に送られ、タービン駆動後の蒸気は図示しない復水器及
び給水管をへて圧力容器４に戻される。このように構成
した原子炉に対して、本実施例の非常用炉心冷却系（Ｅ
ＣＣＳ）及び自動減圧系（ＡＤＳ）１４が設けられてい
る。
説明する。図１において、圧力容器４には核燃料を装荷
した炉心５が内包されており、炉心出力は図示しない制
御棒を出し入れすることにより制御される。圧力容器４
で発生した蒸気は主蒸気管７を経て図示しないタービン
に送られ、タービン駆動後の蒸気は図示しない復水器及
び給水管をへて圧力容器４に戻される。このように構成
した原子炉に対して、本実施例の非常用炉心冷却系（Ｅ
ＣＣＳ）及び自動減圧系（ＡＤＳ）１４が設けられてい
る。
【００２５】ＥＣＣＳは３系統の低圧注水系（ＬＰＦ
Ｌ）２０からなり、電源及び機器構成が独立の３区分の
構成となっている。すなわち、各ＬＰＦＬ２０は、所内
電源及び独立の非常用電源１１を含む電源系と、これに
連結され、水源１２より冷却水を吸い上げるポンプ９と
を有し、ポンプ９は、従来１３５０ＭＷのインターナル
ポンプを採用した沸騰水型原子炉でいかなる一次系の配
管破断あるいはＡＤＳの減圧時においても炉心の一時的
な露出を起さないようにするために、定格吐出圧力を少
くとも１４Ｋｇ／ｃｍ２ 以上にする。また、吐出流量
は、従来と同程度の全揚程１２０ｍで約９５０ｍ３ ／
ｈであり、必要設計流量の５０％に相当する。また、本
ＬＰＦＬ２０にも従来例と同様に熱交換器１３を直結さ
せ、ＬＰＦＬの起動と同時に残留熱除去が行なわれるよ
うにする。また、各ＬＰＦＬ２０は、水位計６からの原
子炉水位低信号により開閉し、ＬＰＦＬを起動する空気
圧動作（ＡＯ）の注入弁１０を備えている。
Ｌ）２０からなり、電源及び機器構成が独立の３区分の
構成となっている。すなわち、各ＬＰＦＬ２０は、所内
電源及び独立の非常用電源１１を含む電源系と、これに
連結され、水源１２より冷却水を吸い上げるポンプ９と
を有し、ポンプ９は、従来１３５０ＭＷのインターナル
ポンプを採用した沸騰水型原子炉でいかなる一次系の配
管破断あるいはＡＤＳの減圧時においても炉心の一時的
な露出を起さないようにするために、定格吐出圧力を少
くとも１４Ｋｇ／ｃｍ２ 以上にする。また、吐出流量
は、従来と同程度の全揚程１２０ｍで約９５０ｍ３ ／
ｈであり、必要設計流量の５０％に相当する。また、本
ＬＰＦＬ２０にも従来例と同様に熱交換器１３を直結さ
せ、ＬＰＦＬの起動と同時に残留熱除去が行なわれるよ
うにする。また、各ＬＰＦＬ２０は、水位計６からの原
子炉水位低信号により開閉し、ＬＰＦＬを起動する空気
圧動作（ＡＯ）の注入弁１０を備えている。
【００２６】一方、ＡＤＳ１４は主蒸気系配管７上に設
置した複数の弁を有し、水位計６からの原子炉水位低信
号のみで起動して、排気管１３Ａを経て格納容器の圧力
抑制プールへ圧力容器４内の蒸気を放出する。
置した複数の弁を有し、水位計６からの原子炉水位低信
号のみで起動して、排気管１３Ａを経て格納容器の圧力
抑制プールへ圧力容器４内の蒸気を放出する。
【００２７】ＡＤＳ１４を起動する水位計６からの原子
炉水位低信号は、通常運転水位より低い第１の水位Ｌ１
に設定されており、注入弁１０を起動する水位計６から
の原子炉水位低信号も、同じ第１の水位Ｌ１に設定され
ている。
炉水位低信号は、通常運転水位より低い第１の水位Ｌ１
に設定されており、注入弁１０を起動する水位計６から
の原子炉水位低信号も、同じ第１の水位Ｌ１に設定され
ている。
【００２８】一方、図２は本実施例の原子炉隔離時冷却
系を示し、本来の原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）２１
と予備の高圧注水系（ＨＰＣＦ）２２との２系統から構
成されている。ＲＣＩＣ２１は、主蒸気配管７に接続さ
れたタービン２と、タービン２により駆動されるポンプ
１と、水位計６からの信号により開度が調整される電動
駆動（ＭＯ）の流量制御弁８ａとから構成されている。
ＨＰＣＦ２２は、電動駆動のポンプ３と、これに給電す
る所内電源及びディーゼル発電機１１Ａを含む電源系
と、水位系６からの信号により開度が調整される電動駆
動（ＭＯ）の流量制御弁８ｂとから構成されている。
系を示し、本来の原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）２１
と予備の高圧注水系（ＨＰＣＦ）２２との２系統から構
成されている。ＲＣＩＣ２１は、主蒸気配管７に接続さ
れたタービン２と、タービン２により駆動されるポンプ
１と、水位計６からの信号により開度が調整される電動
駆動（ＭＯ）の流量制御弁８ａとから構成されている。
ＨＰＣＦ２２は、電動駆動のポンプ３と、これに給電す
る所内電源及びディーゼル発電機１１Ａを含む電源系
と、水位系６からの信号により開度が調整される電動駆
動（ＭＯ）の流量制御弁８ｂとから構成されている。
【００２９】ＲＣＩＣ２１は、従来と同様に、原子炉隔
離のような過渡時に第１の水位Ｌ１よりより高く通常運
転水位より低い位置に設定された第２の水位Ｌ２で起動
し、ポンプ１の吐出流量も従来と同程度の約１８０ｍ3
／ｈとする。また、冷却材喪失事故時等においても第２
の水位Ｌ２で起動し、原子炉圧力の高い状態でも冷却水
の注水を行う。
離のような過渡時に第１の水位Ｌ１よりより高く通常運
転水位より低い位置に設定された第２の水位Ｌ２で起動
し、ポンプ１の吐出流量も従来と同程度の約１８０ｍ3
／ｈとする。また、冷却材喪失事故時等においても第２
の水位Ｌ２で起動し、原子炉圧力の高い状態でも冷却水
の注水を行う。
【００３０】ＨＰＣＦ２２は、第１の水位Ｌ１と第２の
水位Ｌ２の間に設定された従来と同様の第３の水位Ｌ
１．５で起動し、電動駆動のポンプ３の吐出流量も高圧
時（全揚程８９０ｍ）で約１８０ｍ３ ／ｈの能力を持
たせるようにし、冷却材喪失事故時に、ＲＣＩＣ２１と
同様に原子炉圧力の高い状態から冷却水の注水を行う。
また、ＨＰＣＦ２２は、過渡時に万一ＲＣＩＣ２１が起
動しなかった場合でも、ＲＣＩＣの代りに水位低下の防
止を行う機能も有している。
水位Ｌ２の間に設定された従来と同様の第３の水位Ｌ
１．５で起動し、電動駆動のポンプ３の吐出流量も高圧
時（全揚程８９０ｍ）で約１８０ｍ３ ／ｈの能力を持
たせるようにし、冷却材喪失事故時に、ＲＣＩＣ２１と
同様に原子炉圧力の高い状態から冷却水の注水を行う。
また、ＨＰＣＦ２２は、過渡時に万一ＲＣＩＣ２１が起
動しなかった場合でも、ＲＣＩＣの代りに水位低下の防
止を行う機能も有している。
【００３１】ＲＩＣＩ２１及びＨＰＣＦ２２は、上記の
非常用炉心冷却系の設置によりＥＣＣＳにする必要がな
いため、常用系として構成され、上記のように流量制御
弁８ａ，８ｂには自動流量調整機能を持たせている。ま
た、電動駆動のポンプ３には、所内電源からだけではな
くディーゼル発電機１１Ａを接続しておくが、ＥＣＣＳ
にする必要がないため、保安用のディーゼル発電機であ
る。
非常用炉心冷却系の設置によりＥＣＣＳにする必要がな
いため、常用系として構成され、上記のように流量制御
弁８ａ，８ｂには自動流量調整機能を持たせている。ま
た、電動駆動のポンプ３には、所内電源からだけではな
くディーゼル発電機１１Ａを接続しておくが、ＥＣＣＳ
にする必要がないため、保安用のディーゼル発電機であ
る。
【００３２】次に、本実施例の動作を従来の非常用炉心
冷却系と比較して説明する。図３は従来の非常用炉心冷
却系の系統構成を示す。従来の非常用炉心冷却系は、高
圧注水系を３系統（ＲＣＩＣ３０を１系統、ＨＰＣＦ３
１を２系統）設け、低圧注水系（ＬＰＦＬ３２）も３系
統設け、高圧と低圧の各１系統つづを非常用電源１１に
接続した独立３区分構成で最適化されている。このうち
ＲＣＩＣ３０は、原子炉隔離等の過渡時の補給水系とし
ても用いられる。これらの注水系は、ＲＣＩＣ３０が第
２の水位Ｌ２、ＨＰＣＦ３１は第３の水位Ｌ１．５、Ｌ
ＰＦＬ３２は第１の水位Ｌ１で各々起動するようにして
おり、破断口の大きさに応じて順に起動するようになっ
ている。また、以上の系統は、基本的にＥＣＣＳである
ため注入弁１０には自動で流量調整する機能は持たせ
ず、一度起動の要求が出れば所定の注入量を原子炉に注
入するようにしている。従って、原子炉隔離等の過渡時
や破断口径の小さな小ＬＯＣＡで高圧注水系の注入能力
が過剰である場合等は、図４に示すように、ＲＣＩＣ３
０あるいはＨＰＣＦ３１の起動により水位が回復した後
でもさらに上昇を続けることになり、運転継続保持のた
めに運転員は手動で流量調整あるいは手動停止をしなけ
れなならない。
冷却系と比較して説明する。図３は従来の非常用炉心冷
却系の系統構成を示す。従来の非常用炉心冷却系は、高
圧注水系を３系統（ＲＣＩＣ３０を１系統、ＨＰＣＦ３
１を２系統）設け、低圧注水系（ＬＰＦＬ３２）も３系
統設け、高圧と低圧の各１系統つづを非常用電源１１に
接続した独立３区分構成で最適化されている。このうち
ＲＣＩＣ３０は、原子炉隔離等の過渡時の補給水系とし
ても用いられる。これらの注水系は、ＲＣＩＣ３０が第
２の水位Ｌ２、ＨＰＣＦ３１は第３の水位Ｌ１．５、Ｌ
ＰＦＬ３２は第１の水位Ｌ１で各々起動するようにして
おり、破断口の大きさに応じて順に起動するようになっ
ている。また、以上の系統は、基本的にＥＣＣＳである
ため注入弁１０には自動で流量調整する機能は持たせ
ず、一度起動の要求が出れば所定の注入量を原子炉に注
入するようにしている。従って、原子炉隔離等の過渡時
や破断口径の小さな小ＬＯＣＡで高圧注水系の注入能力
が過剰である場合等は、図４に示すように、ＲＣＩＣ３
０あるいはＨＰＣＦ３１の起動により水位が回復した後
でもさらに上昇を続けることになり、運転継続保持のた
めに運転員は手動で流量調整あるいは手動停止をしなけ
れなならない。
【００３３】一方、本実施例では、ＲＣＩＣ２１、ＨＰ
ＣＦ２２はＥＣＣＳではないため自動流量調整機能を持
った流量制御弁８ａ，８ｂを設けることができ、運転員
の手動操作を期待することなく、水位計６の水位信号に
応じて原子炉水位は速やかに安定化保持される。
ＣＦ２２はＥＣＣＳではないため自動流量調整機能を持
った流量制御弁８ａ，８ｂを設けることができ、運転員
の手動操作を期待することなく、水位計６の水位信号に
応じて原子炉水位は速やかに安定化保持される。
【００３４】また、原子炉隔離時冷却系では、水位の維
持が困難な破断口径の大きな冷却水喪失事故（ＬＯＣ
Ａ）の場合、従来例ではいかなる単一故障を想定しても
高圧注水系（ＲＣＩＣ３０，ＨＰＣＦ３１）及び低圧注
水系（ＬＰＦＬ３２）のいづれかの組み合せにより十分
な冷却水が炉内に注入されるよう、ＬＰＦＬ３２は原子
炉水位が第１の水位Ｌ１に達した場合に起動し、同様に
第１の水位Ｌ１到達後３０秒の時間遅れでドライウェル
圧力高信号が同時に出ていれば、ＡＤＳ１４Ａが起動
し、原子炉減圧した後原子炉への注水を行い、炉心は露
出することなく冠水維持することができるようになって
いる。
持が困難な破断口径の大きな冷却水喪失事故（ＬＯＣ
Ａ）の場合、従来例ではいかなる単一故障を想定しても
高圧注水系（ＲＣＩＣ３０，ＨＰＣＦ３１）及び低圧注
水系（ＬＰＦＬ３２）のいづれかの組み合せにより十分
な冷却水が炉内に注入されるよう、ＬＰＦＬ３２は原子
炉水位が第１の水位Ｌ１に達した場合に起動し、同様に
第１の水位Ｌ１到達後３０秒の時間遅れでドライウェル
圧力高信号が同時に出ていれば、ＡＤＳ１４Ａが起動
し、原子炉減圧した後原子炉への注水を行い、炉心は露
出することなく冠水維持することができるようになって
いる。
【００３５】本実施例の場合、実際には従来例と同じく
高圧注水系２１，２２と低圧注水系２０の組み合せによ
り炉心は冠水維持されることになるが、原子炉の安全評
価の指針に基づいてＥＣＣＳでない高圧注水系２１，２
２の作動を期待しないとしても、ＡＤＳ１４が第１の水
位Ｌ１の水位低信号のみによって起動するため、図５に
示すようにＬＰＦＬ２０は炉心の露出以前に注入が開始
され、この場合においても炉心は常に冠水維持されるこ
とになる。
高圧注水系２１，２２と低圧注水系２０の組み合せによ
り炉心は冠水維持されることになるが、原子炉の安全評
価の指針に基づいてＥＣＣＳでない高圧注水系２１，２
２の作動を期待しないとしても、ＡＤＳ１４が第１の水
位Ｌ１の水位低信号のみによって起動するため、図５に
示すようにＬＰＦＬ２０は炉心の露出以前に注入が開始
され、この場合においても炉心は常に冠水維持されるこ
とになる。
【００３６】さらに、従来例では原子炉隔離や非常に小
さなＬＯＣＡ時に高圧注水系３０，３１が万一所定の機
能を果せなかった場合、ドライウェル圧力高信号が出な
いため、図６に示すように、水位が第１の水位Ｌ１に達
してもＡＤＳ１４Ａは自動で起動しないため、運転員は
手動でＡＤＳ１４Ａを起動するようにする必要がある。
本実施例では、ＡＤＳ１４は第１の水位Ｌ１の水位信号
だけで自動起動するため、この様な場合でも運転員の操
作を期待する必要はない。
さなＬＯＣＡ時に高圧注水系３０，３１が万一所定の機
能を果せなかった場合、ドライウェル圧力高信号が出な
いため、図６に示すように、水位が第１の水位Ｌ１に達
してもＡＤＳ１４Ａは自動で起動しないため、運転員は
手動でＡＤＳ１４Ａを起動するようにする必要がある。
本実施例では、ＡＤＳ１４は第１の水位Ｌ１の水位信号
だけで自動起動するため、この様な場合でも運転員の操
作を期待する必要はない。
【００３７】さらに、極めて頻度の低い事象であるが、
過渡時にスクラム信号が発生してもスクラムに失敗した
事象（ＡＴＷＳ）が発生すると、従来は運転員は原子炉
の出力を極力おさえるために手動で給水流量をしぼり、
水位制御することにしているが、本実施例ではＡＴＷＳ
発生に応じて給水を止め、ＲＣＩＣ２１を用いて自動で
水位制御させることができる。
過渡時にスクラム信号が発生してもスクラムに失敗した
事象（ＡＴＷＳ）が発生すると、従来は運転員は原子炉
の出力を極力おさえるために手動で給水流量をしぼり、
水位制御することにしているが、本実施例ではＡＴＷＳ
発生に応じて給水を止め、ＲＣＩＣ２１を用いて自動で
水位制御させることができる。
【００３８】本発明の第２の実施例を図７により説明す
る。本実施例では、ＬＰＦＬ２０を４系統にしており、
系統の信頼性を向上させていると同時に、一系統が冗長
となっているため、仮りに運転中不作動となるような事
態となってもプラントの運転継続が可能である。
る。本実施例では、ＬＰＦＬ２０を４系統にしており、
系統の信頼性を向上させていると同時に、一系統が冗長
となっているため、仮りに運転中不作動となるような事
態となってもプラントの運転継続が可能である。
【００３９】本発明の第３の実施例を図８により説明す
る。本実施例では、非常用炉心冷却系の構成は図１ある
いは図７のどちらでも用いることができ、原子炉隔離時
冷却系を蒸気タービン２によりポンプ１を駆動するＲＣ
ＩＣ２１と、ガスタービン１５によりポンプ３を駆動す
るＨＰＣＦ２２Ａとで構成したものである。本実施例の
場合、電動駆動のポンプを用いないため、第１の実施例
に対して保安用の電源設備も不要とすることができ、電
源系統の大幅な簡素化を行うことができる。
る。本実施例では、非常用炉心冷却系の構成は図１ある
いは図７のどちらでも用いることができ、原子炉隔離時
冷却系を蒸気タービン２によりポンプ１を駆動するＲＣ
ＩＣ２１と、ガスタービン１５によりポンプ３を駆動す
るＨＰＣＦ２２Ａとで構成したものである。本実施例の
場合、電動駆動のポンプを用いないため、第１の実施例
に対して保安用の電源設備も不要とすることができ、電
源系統の大幅な簡素化を行うことができる。
【００４０】本発明の第４の実施例を図９により説明す
る。本実施例では、原子炉隔離時冷却系をガスタービン
１５によりポンプ１を駆動する構成とし、電動駆動を１
系統としたものである。電動駆動のポンプ３は通常所内
電源で駆動するが、電源の信頼性を高めるためにディー
ゼル発電機１１Ａも設けることにする。但し、常用系で
あるため、非常用電源とする必要はないので、保守点検
を簡素にできる。一方、蒸気駆動がなくなったため、主
蒸気系配管７から駆動蒸気を導びいてくる必要はなく、
主蒸気系統を簡素化することができる。なお、非常用炉
心冷却系は実施例３と同じく第１あるいは第２の実施例
のいづれを用いてもよい。
る。本実施例では、原子炉隔離時冷却系をガスタービン
１５によりポンプ１を駆動する構成とし、電動駆動を１
系統としたものである。電動駆動のポンプ３は通常所内
電源で駆動するが、電源の信頼性を高めるためにディー
ゼル発電機１１Ａも設けることにする。但し、常用系で
あるため、非常用電源とする必要はないので、保守点検
を簡素にできる。一方、蒸気駆動がなくなったため、主
蒸気系配管７から駆動蒸気を導びいてくる必要はなく、
主蒸気系統を簡素化することができる。なお、非常用炉
心冷却系は実施例３と同じく第１あるいは第２の実施例
のいづれを用いてもよい。
【００４１】本発明の第５の実施例を図１０により説明
する。本実施例では、ＲＣＩＣ２１Ｂのタービン２に小
型の発電機２５を接続しておき、直接又は直流電源２６
を介してＲＣＩＣ２１の電気制御系に供給できるように
しておく。これにより、全ての交流電源が期待できない
場合においても電気供給システムが停止することがな
く、信頼性を向上できる。この焦れも、非常用炉心冷却
系は第１あるいは第２の実施例のいづれを用いてもよ
い。
する。本実施例では、ＲＣＩＣ２１Ｂのタービン２に小
型の発電機２５を接続しておき、直接又は直流電源２６
を介してＲＣＩＣ２１の電気制御系に供給できるように
しておく。これにより、全ての交流電源が期待できない
場合においても電気供給システムが停止することがな
く、信頼性を向上できる。この焦れも、非常用炉心冷却
系は第１あるいは第２の実施例のいづれを用いてもよ
い。
【００４２】
【発明の効果】本発明によれば次の効果が得られる。
【００４３】(1)非常用炉心冷却系の設備が簡素化さ
れ、操作性が向上する。
れ、操作性が向上する。
【００４４】(2)注水系統の機能分離が明確となるの
で、系統の取扱いが単純になる。
で、系統の取扱いが単純になる。
【００４５】(3)非常用電源設備の容量、系統数が簡素
となり、保守点検性が向上する。
となり、保守点検性が向上する。
【００４６】(4)過渡及び事故において運転員の手動に
よる水位制御あるいは原子炉の減圧操作は不要となり、
運転操作の容易な原子炉となる。
よる水位制御あるいは原子炉の減圧操作は不要となり、
運転操作の容易な原子炉となる。
【００４７】(5)異常時の水位安定化は自動制御で行わ
れるので、水位維持性能が向上すする。
れるので、水位維持性能が向上すする。
【００４８】(6)従来にくらべＨＰＣＦ一系統以上が不
要となるため、設備経済性は向上する。
要となるため、設備経済性は向上する。
【図１】本発明の第１の実施例による沸騰水型原子炉設
備の非常用炉心冷却系を示す図である。
備の非常用炉心冷却系を示す図である。
【図２】本発明の第１の実施例による沸騰水型原子炉設
備の原子炉隔離時冷却系を示す図である。
備の原子炉隔離時冷却系を示す図である。
【図３】従来の非常用炉心冷却系を示す図である。
【図４】従来の非常用炉心冷却系による異常時での原子
炉水位制御の説明図である。
炉水位制御の説明図である。
【図５】本発明の第１の実施例による非常用炉心冷却系
のＬＯＣＡ時の起動を従来と比較して示す図である。
のＬＯＣＡ時の起動を従来と比較して示す図である。
【図６】本発明の第１の実施例による非常用炉心冷却系
のドライウエル圧力高信号が出ない場合のＬＯＣＡ時の
起動を従来と比較して示す図である。
のドライウエル圧力高信号が出ない場合のＬＯＣＡ時の
起動を従来と比較して示す図である。
【図７】本発明の第２の実施例による非常用炉心冷却系
を示す図である。
を示す図である。
【図８】本発明の第３の実施例による原子炉隔離時冷却
系を示す図である。
系を示す図である。
【図９】本発明の第４の実施例による原子炉隔離時冷却
系を示す図である。
系を示す図である。
【図１０】本発明の第４の実施例による原子炉隔離時冷
却系を示す図である。
却系を示す図である。
１ ＲＣＩＣポンプ ２ ＲＣＩＣタービン ３ 電動駆動ポンプ ４ 原子炉圧力容器 ５ 炉心 ６ 原子炉水位計 ７ 主蒸気系配管 ８ 流量制御弁 ９ ＬＰＦＬポンプ １０ ＬＰＦＬ注入弁 １１ 非常用電源 １２ 水源 １３ 熱交換器 １４ ＡＤＳ １５ ガスタービン ２０ 低圧注水系（ＬＰＦＬ） ２１ （原子炉隔離時冷却系）ＲＣＩＣ ２２ （高圧注水系）ＨＰＣＦ
Claims (7)
- 【請求項１】異常時に原子炉圧力容器に冷却水を補給す
る原子炉隔離時冷却系および非常時炉心冷却系と、原子
炉圧力容器の気相部に接続された自動減圧系とを備えた
沸騰水型原子炉設備において、 前記自動減圧系を通常運転水位より低い第１の原子炉水
位に設定された原子炉水位低信号のみで起動するように
し、前記非常用炉心冷却系を、前記原子炉水位低信号を
受けて起動し、原子炉の炉心を露出させることのない吐
出圧力と吐出流量とを有するポンプを備えた低圧注水系
のみで構成し、前記原子炉隔離時冷却系を、前記第１の
原子炉水位より高い第２の原子炉水位に設定された原子
炉水位低信号を受けて起動するポンプを備えた高圧注水
系で構成したことを特徴とする沸騰水型原子炉設備。 - 【請求項２】異常時に原子炉圧力容器に冷却水を補給す
る原子炉隔離時冷却系および非常時炉心冷却系と、原子
炉圧力容器の気相部に接続された自動減圧系とを備えた
沸騰水型原子炉設備において、 前記自動減圧系を通常運転水位より低い第１の原子炉水
位に設定された原子炉水位低信号のみで起動するように
し、前記非常用炉心冷却系を、前記原子炉水位低信号を
受けて起動し、原子炉の炉心を露出させることのない吐
出圧力と吐出流量とを有するポンプを備えた低圧注水系
のみで構成し、前記原子炉隔離時冷却系を、前記第１の
原子炉水位より高く通常運転水位より低い第２の原子炉
水位に設定された原子炉水位低信号を受けて起動するポ
ンプを備えた高圧注水系で構成したことを特徴とする沸
騰水型原子炉設備。 - 【請求項３】請求項１又は２記載の沸騰水型原子炉設備
において、前記原子炉隔離時冷却系の高圧注水系に備え
られたポンプは、原子炉隔離事象で前記第１の原子炉水
位に至ることない吐出圧力と吐出流量とを有することを
特徴とする沸騰水型原子炉設備。 - 【請求項４】請求項３記載の沸騰水型原子炉設備におい
て、前記非常用炉心冷却系の低圧注水系を３系統設け、
前記原子炉隔離時冷却系の高圧注水系を１系統または２
系統設けたことを特徴とする沸騰水型原子炉設備。 - 【請求項５】請求項３記載の沸騰水型原子炉設備におい
て、前記原子炉隔離時冷却系の高圧注水系を常用系とし
たことを特徴とする沸騰水型原子炉設備。 - 【請求項６】請求項３記載の沸騰水型原子炉設備におい
て、前記原子炉隔離時冷却系の高圧注水系に自動流量調
整機能を持つ流量制御弁を配置したことを特徴とする沸
騰水型原子炉設備。 - 【請求項７】請求項３記載の沸騰水型原子炉設備におい
て、前記原子炉隔離時冷却系の高圧注水系のポンプを蒸
気タービン駆動のポンプとし、このポンプに発電機を接
続し、この発電機で生じた電気を原子炉隔離時冷却系の
制御系に供給することを特徴とする沸騰水型原子炉設
備。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4037955A JP2859990B2 (ja) | 1992-02-25 | 1992-02-25 | 沸騰水型原子炉設備 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4037955A JP2859990B2 (ja) | 1992-02-25 | 1992-02-25 | 沸騰水型原子炉設備 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH06201883A JPH06201883A (ja) | 1994-07-22 |
| JP2859990B2 true JP2859990B2 (ja) | 1999-02-24 |
Family
ID=12511979
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4037955A Expired - Fee Related JP2859990B2 (ja) | 1992-02-25 | 1992-02-25 | 沸騰水型原子炉設備 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2859990B2 (ja) |
Families Citing this family (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100456499B1 (ko) * | 2001-05-15 | 2004-11-10 | 한국과학기술원 | 초대형 가압경수로 ｐｗｒ2000 |
| KR100807683B1 (ko) * | 2001-11-14 | 2008-02-28 | 주식회사 포스코 | 열병합 발전설비의 냉각수 공급장치 및 공급방법 |
| JP4956316B2 (ja) * | 2007-07-26 | 2012-06-20 | 株式会社東芝 | 非常用炉心冷却系 |
| JP5642091B2 (ja) * | 2009-12-14 | 2014-12-17 | 株式会社東芝 | 原子炉の過渡緩和システム |
| JP5566963B2 (ja) * | 2011-07-20 | 2014-08-06 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力発電プラント |
| KR101223273B1 (ko) * | 2011-10-28 | 2013-01-17 | 영남대학교 산학협력단 | 원자로 냉각 관리 시스템 |
| CN114068048A (zh) * | 2021-11-18 | 2022-02-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种核反应堆堆芯压力容器低压安注系统、方法、介质 |
-
1992
- 1992-02-25 JP JP4037955A patent/JP2859990B2/ja not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH06201883A (ja) | 1994-07-22 |
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| Byram et al. | cc w/encls |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |