JP2933334B2

JP2933334B2 - 沸騰水型原子力発電所の非常用炉心冷却系統とその運転方法

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Publication number: JP2933334B2
Application number: JP1308633A
Authority: JP
Inventors: 史朗赤堀
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1989-11-28
Filing date: 1989-11-28
Publication date: 1999-08-09
Anticipated expiration: 2014-08-09
Also published as: JPH03170092A

Description

【発明の詳細な説明】〔産業上の利用分野〕本発明は沸騰水型原子力発電所の非常用炉心冷却系統
及びその運転方法に関し、特に非常用炉心冷却系統にお
ける系統洗浄作業の合理化を図るように構成された沸騰
水型原子力発電所の非常用炉心冷却系統及びその運転方
法に関するものである。

〔従来の技術〕

第４図に、沸騰水型原子力発電所の従来の非常用炉心
冷却系統の一例として、残留熱除去系（以下、RHR系と
記す）を示す。この図示例では特にMARK−Ｉ型原子炉格
納容器の場合の例を示している。

第４図において、沸騰水型原子力発電所では、原子炉
圧力容器２を格納する原子炉格納容器１の内圧が事故時
に異常に上昇するのを防止するため、蒸気逃がし安全弁
から放出される主蒸気を凝縮するためのサプレッション
プール３を設置している。このサプレッションプール３
の保有水は当該RHR系を含む非常用炉心冷却系統の水源
として一般的に使用される。

ところで、上記サプレッションプール３の水位は、第
４図中のRHRポンプ５、すなわち非常用炉心冷却ポンプ
が設置される原子炉建屋４の最下位の位置から３〜5m程
度の上方位置にある。一方、通商産業省省令第62号『発
電用原子力設備に関する技術基準を定める省令』に従え
ば、非常用炉心冷却ポンプの有効NPSHの計算条件とし
て、事故時の原子炉格納容器１の内圧の上昇を期待して
はならない旨記載されている。従って、第４図に示され
た系統構成によれば、非常用炉心冷却ポンプ（RHRポン
プ５）の設置位置の関係に起因して、通常の横軸ポンプ
ではポンプランアウト点まで有効NPSHを確保するのが困
難となっている。

そこで、沸騰水型原子力発電所の非常用炉心冷却ポン
プ（RHRポンプ５等）は、第５図に示されるように、ポ
ンプインペラ部10がバーレル状のアウタケーシング11の
下部に吊り下げられて配置された構造となっており、更
にアウタケーシング11はポンプ据付床12に形成されたピ
ット13内に収容される。従って、ポンプ据付床12の面か
らインペラ部10までの水深分の吸込水頭が付加されるこ
とになる。

第５図に示された構造を有する非常用炉心冷却ポンプ
（RHRポンプ５等）は、前述した通り、サプレッション
プール３を水源しているため、原子炉建屋４の最下位の
位置に据え付けられている。そのため、ポンプバーレル
内の残留水14を排出することが不可能な配置となる。従
って、既設プラントにおいて起動・停止操作時に行うRH
R系の系統フラッシング方法としては、従来、第４図に
示すように補給水系の母管23からの清浄水（脱塩水）
を、複数の箇所から系統の配管や機器内に連続的に通水
し、廃棄物処理系に対しその母管24を通して排水すると
いう、いわゆる連続フラッシング方式を行うのが通例で
ある。また、前述した通り、ポンプバーレル内の残留水
14を重力の作用により排出することができないため、ポ
ンプバーレル内と系統の配管や機器（熱交換器等）の内
部とに残留する水を一度すべて排出した後に補給水系母
管23からの清浄水を系統の配管や機器に供給し再度水を
満たすという、いわゆるバッチ式洗浄法は通常は使用さ
れていない。また、ポンプバーレル内部の残留水以外の
系統水は重力によってドレン排出することができるが、
運転員の作業性の観点からRHR系全体の系統フラッシン
グ方法としては、一種類に統一する必要があり、連続フ
ラッシング方式に統一するのが通常であった。

一方、例外的に、既設プラントにおいてバッチ式洗浄
方法を実現している従来例も存在する。これはポンプバ
ーレル内の残留水の排出を可能にすることによって実現
される。すなわち、第４図に示す如く、従来よりRHR系
に設けられている封水ポンプ７の吸込配管にRHRポンプ
バーレル内の残留水を排出するためのドレン配管を接続
し、封水ポンプ７を用いて当該残留水を排出するように
構成されるものである。

なお第４図において、６は熱交換器、20は炉水戻り外
側隔離弁、21は注水弁、22は炉頂部スプレイ外側隔離弁
である。

〔発明が解決しようとする課題〕

前記連続フラッシング方式によってRHR系の系統フラ
シングを行う場合には連続希釈方式となるため、所定の
水質が得られるまでに約２時間の時間を要する。また、
廃棄物処理系24に移送される水量と廃棄物処理系で処理
される水量が約200m³と多量であり、このため廃液と廃
スラッジの増大につながるという問題が発生する。

また前記バッチ式洗浄方法による場合には、所定水質
を得るまでに系統の機器や配管の水抜きや水張りが最少
各２回必要であるが、廃棄物処理系への移送水量は系統
保有水量のみで約80m³となり、連続フラッシング方式に
比較して大幅に低減できるという利点がある。しかし、
運転員の作業性の観点からみた場合には、ドレン弁、ベ
ント弁、水張り弁の操作回数の増大、弁操作場所の広範
囲化による作業能率の低下、作業人員の増大、作業時相
互連絡の煩雑化等の種々の不利な点があり、問題を提起
する。

更に具体的な作業工数を比較すると、連続フラッシン
グ方式では運転員１〜２名が約２時間の作業を行うが、
バッチ式洗浄方法では運転員が最低３名必要であり、約
２〜３時間の作業を行う。RHR系の系統フラッシング作
業が行われるプラントの起動・停止操作時は、プラント
の運転サイクルにおいて運転員が最も忙しい時期であ
り、他のプラント運転操作と錯綜していることを考慮し
た場合、RHR系の系統フラッシング作業に前記の如く多
大の労力、工数を要することは、プラント運転管理の合
理化等の観点から問題がある。

更に、連続フラシッング方式、バッチ式洗浄方式のい
ずれの場合にも、運転員の放射線管理区域内での作業を
避けることができず、運転員の被曝量低減の観点から問
題がある。特に、本作業は水質的に炉水相当であるRHR
系の系統水を取り扱うものであり、放射線管理上の問題
点として重要度が高くなっている。

以上の説明で明らかなように、従来の技術は、プラン
トの起動・停止操作時においてRHR系の系統フラッシン
グ作業を必ず実施することを前提としており、本作業に
伴って発生する廃棄物処理系への移送水量の低減、廃棄
物処理系での処理水量、廃液量、廃スラッジ量等の低減
について十分な配慮がなされておらず、加えて運転員の
作業量の低減、作業性向上、作業環境の改善等について
も十分な配慮がなされてはいなかった。このことはRHR
系以外のその他の非常用炉心冷却系統でも同様に発生す
る可能性のある問題点である。

本発明の目的は、非常用炉心冷却系統の配管や機器内
の水質を常時清浄に保っておくことにより、プラントの
起動・停止操作時に非常用炉心冷却系統の系統フラッシ
ング作業を軽減又は廃止するようにした沸騰水型原子力
発電所の非常用炉心冷却系統及びその運転方法を提供す
ることにある。

本発明の他の目的は、非常用炉心冷却系統の機器や弁
等の操作を適宜に遠隔操作するように構成することによ
り、運転員の現場作業を軽減又は排除するようにした沸
騰水型原子力発電所の非常用炉心冷却系統及びその運転
方法を提供することにある。

本発明の他の目的は、遠隔操作によって操作される非
常用炉心冷却系統の作動を半自動化又は全自動化するよ
うにした沸騰水型原子力発電所の非常用炉心冷却系統及
びその運転方法を提供することにある。

〔課題を解決するための手段〕

本発明に係る第１の沸騰水型原子力発電所の非常用炉
心冷却系統は、復水貯蔵タンクを備える沸騰水型原子力
発電所において、復水貯蔵タンクの清浄水を非常用炉心
冷却系統に供給する供給ラインと、非常用炉心冷却系統
内の系統水を復水貯蔵タンクに送る戻りラインとを設
け、供給ラインと戻りラインで構成される循環ラインの
中に含まれるポンプで復水貯蔵タンクの清浄水を常に非
常用炉心冷却系統に循環させるように構成される。

本発明に係る第２の沸騰水型原子力発電所の非常用炉
心冷却系統は、前記第１の構成において、供給ラインと
戻りラインを含む非常用炉心冷却系統の循環ラインを構
成するポンプ、弁の機器の動作を制御する制御装置を備
え、この制御装置により遠隔操作を行えるように構成さ
れる。

本発明に係る第３の沸騰水型原子力発電所の非常用炉
心冷却系統は、前記第２の構成において、制御装置によ
って遠隔制御される循環ラインの複数の遠隔操作機器の
間にインタロックを設けるようにしたことを特徴とす
る。

本発明に係る第４の沸騰水型原子力発電所の非常用炉
心冷却系統は、前記第１〜３のいずれか１つの構成にお
いて、清浄水を循環させるポンプとして封水ポンプを使
用したことを特徴とする。

本発明に係る第５の沸騰水型原子力発電所の非常用炉
心冷却系統は、前記第１〜４のいずれか１つの構成にお
いて、復水貯蔵タンクの手前の戻りライン上に、前記系
統からの戻り水を浄化する濾過装置を設けるようにした
ことを特徴とする。

本発明に係る第１の沸騰水型原子力発電所の運転方法
は、沸騰水型原子力発電所の非常用炉心冷却系統におい
て、発電所プラントの運転作動中に常に非常用炉心冷却
系統に洗浄水を循環的に流して洗浄を行い、前記発電プ
ラントを起動・停止する時には作業員による特別な系統
洗浄作業を行わないことを特徴とする。

本発明に係る第２の沸騰水型原子力発電所の運転方法
は、前記第２の運転方法において、復水貯蔵タンクの清
浄水を非常用炉心冷却系統に循環させる循環ラインに含
まれるポンプ、弁の機器を遠隔操作で動作させ、且つ遠
隔操作される前記機器の間に適切なインタロックを設
け、非常用炉心冷却系統の運転操作を自動化したことを
特徴とする。

〔作用〕

本発明による沸騰水型原子力発電所の非常用炉心冷却
系統では、復水貯蔵タンクと非常用炉心冷却系統との間
に清浄水を流す循環ラインを有し、この循環ラインによ
って復水貯蔵タンクの清浄水が系統内を常時循環する。
従って、系統中の全領域において系統水の滞留が発生せ
ず、そのため管内及び機器内の腐食物等、不純物の生成
及び系統水への混入を防止できる。また系統水が常時流
水となっているため、系統内における不純物の沈殿も防
止することができる。

また非常用炉心冷却系統設備の循環ラインに備えられ
るポンプ、弁等の構成機器を遠隔操作できるように構成
することにより、中央制御室等からの簡易な遠隔操作で
プラントの起動・停止時における運転モードの切り替え
を行うことができる。

また遠隔操作される機器の間に適切なインタロックを
持たせ、且つ従来と同様にプラント等に適当な計測装置
を備え、制御装置の制御の下で計測装置からの信号と前
記インタロック動作とを組み合わせるように構成すれ
ば、弁の開閉動作、ポンプの起動・停止動作を自動的に
制御することができ、プラントの起動・停止操作時に必
要な非常用炉心冷却系統の運転モードの切り替え操作を
自動化することができる。

〔実施例〕

以下に、本発明の実施例を添付図面に基づいて説明す
る。

本実施例を図示する第１図〜第３図において、第４図
で示された要素と同一のものは同一の符号を付す。第１
図は、プラント運転状態下においてRHR系が低圧注水モ
ードで待機しているときの系統構成状態を示す概略系統
図である。第１図に図示された複数の弁の内、白いもの
は開状態にあり、黒いものは閉状態にある。

第１図において、１は原子炉格納容器、1aは原子炉格
納器１の壁部を部分的に拡大して示したもの、２は原子
炉圧力容器、３はサプレッションプール、４は原子炉建
屋、4aは建屋４の壁部を部分的に拡大して示したもの、
５はRHRポンプ、６は熱交換器、７は封水ポンプであ
る。

RHRポンプ５は、プラント運転中には、ポンプ作動能
力を試すためのサーベイランステスト時を除いて停止状
態にある。一方、RHR系を含む非常用炉心系統は、原子
炉圧力容器２への注水が必要とされる重大事故が発生し
た際ポンプ起動に起因する水撃事故を防止するため、RH
Rポンプ５等の注水ポンプ吐出配管内を満水とし、配管
内な圧力を一定以上の値に常時維持しておくことが必要
である。そこで、その目的を達成するため別途に封水ポ
ンプ７を設置している。この封水ポンプ７は、容量約5m
³/h,揚程約50m程度の小容量、小揚程のポンプである。
封水ポンプ７は、プラント運転中のRHR系の系統待機状
態では運転状態にあり、RHRポンプ５等の吐出配管内の
系統水漏洩等の事象が生じない限り、ミニマムフローラ
インによる循環運転のみが行われている。封水ポンプ７
によって供給される水は、原子炉建屋４の外側に設置さ
れた復水貯蔵タンク30から供給配管31と弁32を介して取
り出される水である。復水貯蔵タンク30は、腹水濾過脱
塩装置にて清浄化された脱塩水を貯蔵する。従って、復
水貯蔵タンク30の貯蔵する水は、水質的には原子炉圧力
容器２の水と同等以上の清浄度を有しており、且つ放射
性物質をほとんど含んでいないためプラント内の各系統
の洗浄を行う際の洗浄水として好適なものである。

上記のように、本実施例による非常用炉心冷却系統で
は、封水ポンプ７を用いて腹水貯蔵タンク30内の水を循
環させ、当該系統を清浄化している。

上記の構成において、封水ポンプ７の吐出配管は、そ
の目的に沿って、RHR系の系統内を可能な限り広範囲に
渡って清浄水流が得られるような位置に接続される。具
体的には、系統末端に近い位置に接続するという思想に
基づいて、RHRポンプ５の吸込配管の上であって且つ水
源、すなわち原子炉圧力容器２とサプレッションプール
３に対し系統構成上許容される最も近い箇所A,Bに接続
している。

また復水貯蔵タンク30の水をRHR系内に循環させるた
めには、清浄水の供給配管31を接続した側とは反対側の
系統末端に近い箇所から、復水貯蔵タンク30までの戻り
配管33を配設する必要がある。戻り配管33の接続箇所
は、配給配管31の接続箇所の選定時と同様の思想に基づ
いて炉水戻り外側隔離弁20の近くの箇所Ｃ、注水弁21の
近くの箇所Ｄ、原子炉圧力容器２の炉頂部のスプレイ外
側隔離弁22の近くの箇所Ｅが好適であると考えられる。

RHR系を以上のような系統構成とすることにより、RHR
系の系統フラッシングに要求される部分には、復水貯蔵
タンク30から清浄水流が常時供給されるため、汚濁水中
や滞留水中において容易に発生する管内や機器内の腐食
物等、不純物の生成、系統水中への混入を防止すること
ができる。また、同様に系統水が常に清浄水流となって
いることから、系統内における不純物の沈殿を防止する
こともできる。

また、１つの系統に複数の水源を接続する場合に考慮
しなければならない点として、水源相互の差圧により高
圧側水源から低圧側水源に水が流入することがあるが、
このような事態は避けなければならない。本実施例によ
るRHR系では、プラント運転中の系統待機時において復
水貯蔵タンク30からサプレッションプール３に対して流
入路が形成される。そこで本実施例では、RHRポンプ５
の吸込配管上のサプレッションプール３の近くに逆止弁
34を設けることにより流入を防いでいる。

RHR系を含む非常用炉心冷却系統は、法令の定める保
安規定上の要求からプラント運転中においてサーベイラ
ンステスト運転を実施する必要がある。このサーベイラ
ンステスト運転はサプレッションプール３を水源として
実施されるため、サーベイランステスト運転終了後に
は、系統内にサプレッションプール３の保有水が残留す
る。その結果、復水貯蔵タンク30への戻り配管33を通し
て復水貯蔵タンク30内へサプレッションプール３の汚濁
水が流入し、復水貯蔵タンク30内の清浄水の水質を低低
下させるおそれがある。そこで、本実施例によるRHR系
では、サーベイランステスト運転終了後の一定時間の
間、すなわち系統内の水質が所定値になるまでの間は復
水貯蔵タンク30への戻り配管33における弁35を閉じ、且
つ廃棄物処理設備への配管36の弁37を開き、系統水を廃
棄物処理設備に送水して系統内を洗浄し、上記問題を解
決している。

更に、廃棄物処理設備への移送水量は、従来技術に比
較して約120m³の低減がなされており、且つその処理方
法についても液体廃棄物処理系にて濾過脱塩処理し、そ
の処理水を復水貯蔵タンク30に回収するように構成して
いる。従って、プラント全体としての一次保有量は増加
せず、廃棄物のマスバランス上の観点からも問題はな
い。

また、プラント起動時における系統内残留炉水の処理
についても前記と同一の方法で完全に対応可能である。

本発明による洗浄方法を採用した非常用冷却系統を既
設プラントに適用することは、容易且つ有望である。す
なわち、原子炉建屋４内には復水貯蔵タンク30を水源と
する補給水系母管と補給水系ポンプのミニマムフロー配
管とが設置されているので、本発明に従うRHR系の改造
に関し最適と考えられる箇所に、補給水系母管からの清
浄水供給配管31と、補給水系ポンプのミニマムフロー配
管に対する戻り配管33とをそれぞれ接続すれば良い。こ
のように本発明では既設設備を利用することにより、比
較的低費用で既設プラントに対しても適用することがで
きる。

また、新設プラントにおいて本発明によるRHR系を採
用する場合には、費用的に次のような利点が生じる。前
記第４図に示すような、連続フラッシング方式での洗浄
用又はバッチ式洗浄方式での水張り用の補給水系母管23
（外径が150〜200mm程度）を５系統分、及び廃棄物処理
系への移送用母管24（外径150〜200mm程度）を削除する
ことができ、費用の低減を図ることができる。また費用
の増加分としては、復水貯蔵タンク戻り配管33（外径80
mm程度）、廃棄物処理系への移送用配管36（外径80mm程
度）、復水貯蔵タンク水供給配管31（外径80mm程度）、
２〜３台の弁35,37を挙げることができる。上記の費用
低減分と増加分を比較すると、設備費用においても本発
明によるRHR系の方が優位にあると考えられる。

本発明によるRHR系はプラント運転時において常に復
水貯蔵タンク30の清浄水を循環されるので、汚れが発生
せず、プラントの起動・停止作動時における従来の系統
フラッシング仕業を排除することができた。このため従
来技術と比較して、系統運転操作が簡便化され、弁操作
回数、弁操作台数、現場状況を監視しながらの弁操作等
が大幅に削減された。この結果、中央制御室等からの集
中遠隔操作が容易となった。

また、常に復水貯蔵タンクからの清浄水によって浄化
が行われているのであるから、例えば非常用炉心冷却系
統の適宜な箇所に清浄度検出器38を設けて、その清浄度
合いを監視するように構成することも可能である。

なお、本発明によるRHR系でもポンプバーレル内の残
留水を重力によって排出することは不可能である。しか
し、点検時においてポンプの分解・点検作業等の実施の
ためにポンプバーレル内の残留水を排出する必要が生じ
た場合には、ポンプ吹込み側に圧縮空気供給配管を接続
し、圧縮空気を封入してポンプケーシングドレン配管に
よりポンプバーレル内の残留水を圧送、排出することで
容易に対応することができる。

次に第２図に基づいて本発明の第２実施例について説
明する。この実施例は、第１図に示された構成を基本構
成とし、その基本構成に対し更に制御装置40を備え、こ
の制御装置40に原子炉圧力装置２や配管に付設された圧
力計測器41等から圧力情報を電気信号42で入力させると
共に、各種の弁とポンプに対し所要の制御情報を電気信
号42で出力するように構成されている。制御装置40によ
って、関連する機器の管においてインタロックを持たせ
ると共に、圧力計測器41で得られたプラントの運転状態
に応じてRHR系の運転状態が所望の運転状態となるよう
に弁の開閉状態、ポンプの起動・停止を自動的に制御す
ることが可能となる。このように、第２図に示された実
施例によれば、プラントの起動・停止に伴うRHR系の運
転操作の自動化、ひいてはプラント運転操作の自動化を
図ることができる。

なお、制御装置40は制御盤等の作業員の操作による半
自動のマニュアル式のものでも良いし、またコンピュー
タの制御による完全自動式のものでも良い。

第３図は本発明の第３実施例を示す。この実施例で
は、第１図に示された基本構成において、復水貯蔵タン
ク30の戻り配管33上のタンク直前の位置に、フィルタ等
による系統水濾過装置又は洗浄装置50を配設している。
この実施例の構成によれば、復水貯蔵タンク30の保有水
をRHR系内に長時間に渡って循環させても腹水貯蔵タン
ク30の保有水の水質が低下することはない。

〔発明の効果〕

以上の説明で明らかなように、本発明によれば次のよ
うな効果が生じる。

非常用炉心冷却系統の系統内に循環ラインを設けて清
浄水を循環させ、系統内の清浄度を維持するように構成
したため、プラント起動・停止時に従来行っていた系統
フラッシング作業を省略することができる。これによ
り、運転作業員の負担を軽減することができる。

装置構成の簡略化に伴い、非常用炉心冷却系統内の構
成機器を適宜に遠隔操作を行えるように構成し、更に適
切なインタロックを設けるように構成したため、運転作
業員の放射線管理区域内での作業の排除、運転作業員の
作業負担の軽減を図ることができる。この結果、運転作
業員の被曝低減、プラント運転管理の合理化を実現する
ことができる。

更に遠隔操作に基づき、非常用炉心冷却系統等の運転
操作の自動化を図ることができ、これによりプラントの
起動・停止時の運転操作の自動化、安全性の尚一層の向
上を図ることができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の第１実施例を示す沸騰水型原子力発電
所の非常用炉心冷却系統の概略系統図、第２図は第２実
施例の第１図と同様な概略系統図、第３図は第３実施例
の第１図と同様な概略系統図、第４図は従来の非常用炉
心冷却系統の概略系統図、第５図はピットバーレル型ポ
ンプの構造図である。〔符号の説明〕１……原子炉格納容器２……原子炉圧力容器３……サプレッションプール４……原子炉建屋５……RHRポンプ７……封水ポンプ 30……復水貯蔵タンク 40……制御装置 50……濾過装置

Claims

(57)【特許請求の範囲】

【請求項１】復水貯蔵タンクを備える沸騰水型原子力発
電所において、前記復水貯蔵タンクの清浄水を非常用炉
心冷却系統に供給する供給ラインと、前記非常用炉心冷
却系統内の系統水を前記復水貯蔵タンクに送る戻りライ
ンとを設け、前記供給ラインと前記戻りラインで構成さ
れる循環ラインの中に含まれるポンプで前記復水貯蔵タ
ンクの清浄水を常に前記非常用炉心冷却系統に循環させ
ることを特徴とする沸騰水型原子力発電所の非常用炉心
冷却系統。
【請求項２】請求項１記載の沸騰水型原子力発電所の非
常用炉心冷却系統において、前記供給ラインと前記戻り
ラインを含む前記非常用炉心冷却系統の前記循環ライン
を構成するポンプ、弁の機器の動作を制御する制御装置
を備え、この制御装置により遠隔操作を行えるようにし
たことを特徴とする沸騰水型原子力発電所の非常用炉心
冷却系統。
【請求項３】請求項２記載の沸騰水型原子力発電所の非
常用炉心冷却系統において、前記制御装置によって遠隔
制御される前記循環ラインの複数の遠隔操作機器の間に
インタロックを設けるようにしたことを特徴とする沸騰
水型原子力発電所の非常用炉心冷却系統。
【請求項４】請求項１〜３のいずれか１項に記載の沸騰
水型原子力発電所の非常用炉心冷却系統において、前記
清浄水を循環させる前記ポンプとして封水ポンプを使用
したことを特徴とする沸騰水型原子力発電所の非常用炉
心冷却系統。
【請求項５】請求項１〜４のいずれか１項に記載の沸騰
水型原子力発電所の非常用炉心冷却系統において、前記
復水貯蔵タンクの手前の前記戻りライン上に、前記系統
からの戻り水を浄化する濾過装置を設けるようにしたこ
とを特徴とする沸騰水型原子力発電所の非常用炉心冷却
系統。
【請求項６】沸騰水型原子力発電所の非常用炉心冷却系
統において、発電所プラントの運転作動中に復水貯蔵タ
ンクから常に非常用炉心冷却系統に洗浄水を循環的に流
してこの非常用炉心冷却系統の洗浄を行い、前記発電プ
ラントを起動・停止する時には作業員による特別な系統
洗浄作業を行わないことを特徴とする沸騰水型原子力発
電所の運転方法。
【請求項７】請求項６記載の沸騰水型原子力発電所の運
転方法において、前記復水貯蔵タンクの清浄水を前記非
常用炉心冷却系統に循環させる循環ラインに含まれるポ
ンプ、弁の機器を遠隔操作で動作させ、且つ遠隔操作さ
れる前記機器の間に適切なインタロックを設け、前記非
常用炉心冷却系統の運転操作を自動化したことを特徴と
する沸騰水型原子力発電所の運転方法。