JP4385218B2 - 原子炉注水設備 - Google Patents

Description

本発明は原子力発電所における非常用炉心冷却系に係り、特に原子炉圧力容器への注水を司る原子炉注水設備に関する。

原子力発電所に採用されている原子炉隔離時冷却系は原子炉が発電タービン系から隔離（原子炉隔離）され、逃し安全弁が作動する等により原子炉圧力容器内の冷却水の水位が低下し水位低となった時に自動起動する。自動起動した原子炉隔離時冷却系は、原子炉圧力容器から蒸気を取出し、蒸気タービンに供給することで原子炉隔離時冷却系の注水ポンプを駆動し、原子炉格納容器外の復水貯蔵タンクか原子炉格納容器内のサプレッションプール内の冷却水を水源として注水ポンプで原子炉圧力容器内に注水を行い、原子炉圧力容器内の炉心を冷却する。

原子炉隔離が成された際に、原子炉圧力容器内の圧力が上昇すると、原子炉圧力容器内の蒸気は逃し安全弁からサプレッションプールに排出され、サプレッションプール内の冷却水の水温が上昇することがある。この状態で、原子力発電所で全交流電源喪失事象が生じると、電源復旧までの間はサプレッションプールの冷却水を冷却する機能が期待できないため、その蒸気の熱でサプレッションプールの水温は上昇したままとなる。

また、原子炉隔離時冷却系の注水ポンプは、その注水ポンプの途中段から水を抜き取り自らの注水ポンプの軸封部のシール水としてその軸封部に供給して用いている。すなわち、その軸封部のシール水温度は原子炉隔離時冷却系が原子炉圧力容器内に注入しようとする冷却材と同じ水温になる。その軸封部のシール水の温度は、通常時に約６０℃以下（短期的には若干の温度上昇を許容）を要求され、その要求値はそのまま原子炉隔離時冷却系の注水ポンプ本体への要求となる。

その一方で、原子力発電所で採用されているポンプで、そのポンプの軸封部に強制冷却した水を供給する技術が知られている（例えば、特許文献１参照）。

しかし、原子炉隔離時冷却系の注水ポンプは軸封に用いる水を冷却する機能を持たないため、この要求値を満たすことが出来ない場合、短期的な運転を除き、原子炉隔離時冷却系の注水ポンプの運転を回避していた。

サプレッションプール水が高温となった場合の運転を回避しており、原子炉隔離時冷却系の使用条件を制限することになっている。

特開平１１−１９０７９７号公報（明細書の段落番号００５４〜0059，図６）

従来の原子炉隔離時冷却系は最高使用温度が制限されているため、全交流電源喪失時にサプレッションプール内の水温が上昇して約６０℃を超える高温になった場合には水源としてサプレッションプール内の冷却水は期待できなくなってしまう。原子炉隔離時冷却系はもう一つの水源として復水貯蔵タンクを持つため、原子炉隔離という事象が発生しても原子炉隔離時冷却系による炉心の冷却機能を維持することはできるが、原子炉隔離時冷却系の水源の多様化という観点からするとサプレッションプールの水温が高温になってもサプレッションプール内の冷却水を水源として期待できるほうが望ましい。

また、原子炉隔離時冷却系の初期水源は復水貯蔵タンクであるが、復水貯蔵タンクには必要に応じて外部から水を補給することが可能ではあるものの、もう一つの水源としてサプレッションプール内の冷却水を有効に使えば原子炉隔離時冷却系の運用性も向上する。

したがって、本発明の目的は、原子力発電所の原子炉隔離時冷却系の使用可能温度を引き上げ、原子炉隔離時における原子炉隔離時冷却系の水源としてサプレッションプールの冷却水を用いることができるようにすることである。

上記課題を解決するため、本発明の原子炉注水設備は、原子炉隔離時に原子炉格納容器内の原子炉圧力容器で発生した蒸気を原子炉隔離時冷却系の蒸気タービンへ供給して注水ポンプを駆動させ、この該注水ポンプから吐出された水を原子炉圧力容器内に注水する原子炉注水設備であって、原子炉隔離時に原子炉圧力容器内で発生した蒸気を前記蒸気タービンへ導く第１の流路と、蒸気タービンから出た蒸気を原子炉格納容器内のサプレッションプール内の水中へ導く第２の流路と、原子炉圧力容器内の蒸気圧が設定圧力を超えたときに原子炉圧力容器内の蒸気を逃がし安全弁を介してサプレッションプール内の水中へ導く第３の流路と、サプレッションプール内の水を注水ポンプへ導く第４の流路と、注水ポンプから出た水を原子炉圧力容器内へ導く第５の流路と、注水ポンプから吐出された水を注水ポンプの軸封部に供給する第６の流路と、第６の流路内の水を冷却する冷却装置とを有し、冷却装置は、第６の流路内の水とこの水を冷却する冷却水との熱交換を行う熱交換器と、熱交換器よりも高い位置に設置された冷却水を貯蔵する容器と、容器内の冷却水を熱交換器へ導後、ドレン水の処理装置へ排出する第７の流路とを備えてなり、第４の流路に第１の弁を設け、第７の流路に第２の弁を設けてなり、サプレッションプール内の前記水の温度が設定温度以上となり、かつ第１の弁が開かれているとき、第２の弁を開くように制御する制御装置を備えるものとする。

本発明によれば、原子炉隔離時における原子炉隔離時冷却系の水源としてサプレッションプールの冷却水を水温によらず用いることができるようになったので、原子炉隔離時冷却系の水源と運用の多様性を発揮することができる。

原子力発電所の原子炉隔離時冷却系の注水ポンプ１１にサプレッションプール４内の冷却水を吸い込んで原子炉圧力容器２に向けて吐出する前の段階でその冷却水を前記注水ポンプ１１から取出して、その取出した冷却水をシール水冷却器１５で冷却してから前記注水ポンプ１１の軸封部１４に供給するようにして、サプレッションプール４内の冷却水の温度に対する制限を緩和して前記注水ポンプ１１を使用し続けることを可能とした。

原子力発電所の原子炉建屋内には原子炉格納容器３が構築されている。その原子炉格納容器３内には、原子炉圧力容器２とサプレッションプール４とが区画されて収納されている。その原子炉圧力容器２内には、冷却水として軽水が入れられている。その原子炉圧力容器２内の冷却水の水面よりも下方には核燃料が装荷さている炉心１が配備される。

また、図示されてはいないが、原子力発電所にはタービン建屋が存在し、そのタービン建屋内には、蒸気タービンと、その蒸気タービンで駆動される発電機と、蒸気タービンで使用した蒸気を凝縮する復水器とを備えている。

原子炉圧力容器２には主蒸気配管５が接続され、その主蒸気配管５を通じて原子炉圧力容器２内の蒸気をタービン建屋内の蒸気タービンへ供給して、その蒸気タービンを駆動することができる。その供給される蒸気は原子炉圧力容器２内で炉心１によって加熱された冷却水によって生じるものである。その原子炉圧力容器２内で生じた蒸気によって原子炉建屋内の蒸気タービンは駆動されるので、その蒸気タービンに接続されている発電機は蒸気タービンで駆動されて発電する。その発電機により発生した電力は、原子力発電所から電力消費側へ送電される。

タービン建屋内の蒸気タービンで使用された蒸気は図示していない復水器で凝縮されて冷却水に戻され、その復水器から給水配管６を通じて原子炉圧力容器２内に戻し入れられる。そのため、その給水配管６は原子炉圧力容器２に接続されている。給水配管６には原子炉圧力容器２から復水器側への流れを阻止する逆止弁３７が装備され、その一方、主蒸気配管５には隔離弁３６が装備されている。

その隔離弁３６よりの原子炉圧力容器２寄りの主蒸気配管５部分には、逃し安全弁７を介してベント管１９の一端が接続され、そのベント管１９の他端である下端はサプレッションプール４内の冷却水の水面下に開口している。

原子力発電所の原子炉隔離時冷却系は、次のような系統構成を有する。即ち、原子炉格納容器３の外側に設置された注水ポンプ１１には、その注水ポンプ１１を駆動する蒸気タービン１３が駆動軸１２で接続されている。その蒸気タービン１３には、蒸気タービン
１３を駆動するために必要な蒸気を受け入れる入口に配管２１の一端が接続され、その他端は隔離弁３６よりも原子炉圧力容器２寄りの主蒸気配管５部分と接続されている。その配管２１の途中には常時は閉じられ、原子炉隔離時に自動起動信号で自動的に開かれる開閉弁３５が装備されている。その自動起動信号は原子炉圧力容器２内の冷却水の水位が低下して予め定めた水位である水位低となったことを原子炉圧力容器２内の水位を監視する水位計で計測して、その計測結果を参酌して自動起動信号が原子力発電プラントの運転制御室から発せられる。その自動起動信号を開閉弁３５が受けると、その開閉弁３５が開いて蒸気タービン１３が駆動されて注水ポンプ１１を自動的に起動することができる。その蒸気タービン１３の使用済蒸気の出口には、配管２４の一端が接続され、その他端はサプレッションプール４内の冷却水の水面下に開口してある。

注水ポンプ１１の冷却水の吸込口には、各配管２２，２３の一端側が接続される。その各配管２２，２３の内、一方の配管２３の他端は通常時開の開閉弁３０を介して復水貯蔵タンク１６に接続される。この復水貯蔵タンク１６は原子炉格納容器３の外側に設置され、清浄な冷却水が蓄えられている。注水ポンプ１１の吐出口には配管２４の一端が接続され、その配管２４の他端は逆止弁３７よりも復水器寄り（図１の右側寄り）の給水配管６部分に接続されている。

その各配管２２，２３の内、他方の配管２２の他端は開閉弁３１を介してサプレッションプール４内の低部に連通している。開閉弁３１は、復水貯蔵タンク１６内の水位が予め定めた水位以下の低水位になったことを水位計が検知する、もしくは、サプレッションプール内の冷却水の水位が予め定めた水位以上の高水位になったことを水位計が検知した場合に、原子力発電プラントの運転制御室から発せられる信号を受けて自動的に開かれ、他方の開閉弁３０は自動的に閉じるように制御する制御装置（図示せず）を備えている。この制御は上述の各水位計による計測結果を原子力プラントの運転員が知って手動で上述の制御と同様に各開閉弁３０，３１を開閉制御しても良い。

注水ポンプ１１に、注水ポンプ１１で加圧過程にある冷却水を途中から取出せるように、シール水配管２５の一端が接続される。注水ポンプ１１は注水ポンプ１１に吸い込んだ冷却水を複数段のインペラで段階的に加圧する構成を有し、最終段で加圧する前の加圧途中段階の冷却水を注水ポンプからシール水配管２５内に吐出できるようにしてある。そのシール水配管２５は配管分岐個所で左右の２方向に分岐し、分岐した各シール水配管２５の端が注水ポンプ１１の軸封部１４にシール水を供給するように接続されている。そのシール水配管２５の配管分岐個所の上流側の途中には、熱交換器としてシール水冷却器１５が設置されている。そのシール水冷却器１５は、容器３３の内部に伝熱管３４が装備され、伝熱管３４の一端からシール水配管２５の冷却水が伝熱管３４内に流入し、伝熱管３４の他端からシール水配管２５の下流側に流出するように接続されている。

そのシール水冷却器１５の容器３３には、冷却水系１７と配管２７，２９で接続されている。その冷却水系１７は伝熱管３４の外側の容器３３内から冷却水を配管２９を通じて回収しては自然放熱装置又は強制冷却装置にて冷却して、その冷却後の冷却水をディーゼルエンジンなどの内燃機関で駆動されるポンプで配管２７を通じて伝熱管３４の外側の容器３３内に戻すという循環を行うことができる。その配管２７の途中には、常時は閉鎖されている開閉弁３２が装備されている。

この開閉弁３２と冷却水系１７は、制御装置３９によってその動作が制御されている。即ち、サプレッションプール４内の冷却水の水温が温度計測装置３８で計測されている。その温度計測装置３８によるサプレッションプール４内の冷却水の水温を示す信号と、開閉弁３１の開閉状態を示す信号とが信号線で制御装置３９に入力されている。その制御装置３９は、図３に示す論理回路と等価な制御回路を備えている。その制御回路によれば、開閉弁３１の弁が開の状態の信号（図３では開閉弁３１開状態と表示）が制御装置３９に入力され、サプレッションプール４内の冷却水の水温が予め定めた原子炉通常運転時よりも高い温度を示す信号（図３ではサプレッションプール水温高と表示）が制御装置３９に入力されている場合には、開閉弁３２を開く状態に駆動する信号（図３では開閉弁３２開と表示）を開閉弁３２に送信し、同時に冷却水系１７の内燃機関を始動する信号（図３ではポンプ起動と表示）を冷却水系１７に送信することができる。その開閉弁３２開の信号を受けた開閉弁３２は弁を開く動作を行い、そのポンプ起動の信号を受けた冷却水系１７は冷却水系１７の内燃機関を始動して冷却水系１７のポンプを作動させて冷却水を冷却水系１７と容器３３内との間で循環させ始めることができる。

このような実施例の構成において、原子力発電プラントの通常運転時には、隔離弁３６が開かれているので、炉心１で加熱された原子炉圧力容器２内の冷却水が高温高圧な蒸気となって主蒸気配管５内を通じて発電機を駆動する蒸気タービンに供給される。その蒸気タービンがその蒸気を受けるとタービンが回転して発電機を駆動する。そのため、発電機は発電作用を成して電力を発生する。その蒸気タービンで使用された蒸気は復水器で凝縮されて冷却水に戻され、その冷却水は給水配管６を通じて原子炉圧力容器２内に戻し入れられて循環する。

原子炉格納容器３内で原子炉圧力容器２や主蒸気配管５等から蒸気や冷却水が漏洩した場合には、冷却材喪失事故事象と見なされて、その事象の影響が原子炉格納容器３の外側に波及することを阻止するように、隔離弁３６が閉じられることがある。このような隔離弁３６が閉じられる原子炉隔離時には、原子力発電プラントの運転制御室から自動的に原子炉隔離時冷却系へ自動起動信号が発せられる。その自動起動信号を開閉弁３５が受けると、それら開閉弁３５は開かれる。

開閉弁３５が開かれると、隔離弁３６を通過できなくなった原子炉圧力容器２内の蒸気が配管２１に流入して蒸気タービン１３の蒸気入口に入る。蒸気タービン１３に入った蒸気は、蒸気タービン１３のタービンを回転するように使用され、使用済の蒸気は蒸気タービン１３の蒸気出口から配管２８を通じてサプレッションプール４内の冷却水中に放出される。このように放出された蒸気は、サプレッションプール４内の冷却水によって凝縮されて冷却水に戻される。

このように蒸気タービン１３が回転駆動されると、その蒸気タービン１３に接続されている注水ポンプ１１が蒸気タービン１３によって駆動され、ポンプ作用を果たす。注水ポンプ１１が駆動されると、摂氏６０度未満で、常温の状態の復水貯蔵タンク内の冷却水は、開閉弁３０と配管２３を通じて注水ポンプ１１に吸い込まれ、注水ポンプ１１内で昇圧されて高圧となる。このように、注水ポンプ１１内で高圧となった冷却水は配管２４を通じて給水配管６へ供給され、その後に逆止弁３７を通じて原子炉圧力容器２内へ注水される。このような、原子炉圧力容器２内への注水中には、注水ポンプ１１内の冷却水の一部が注水ポンプ１１内からシール水配管２５内と伝熱管３４内を通って注水ポンプ１１の軸封部１４に供給され、その軸封部１４におけるシール水として用いられる。この時点では、冷却水系１７は起動しておらず、且つ開閉弁３２が閉じられているので、伝熱管３４内を通る冷却水は積極的に冷却されること無く、摂氏６０度以下の水温で軸封部に供給される。

このように原子炉隔離時冷却系は、初期水源として復水貯蔵タンク１６内の冷却水を原子炉圧力容器２内へ注水することで、炉心１が原子炉圧力容器２内の冷却水で冠水されている状態を維持し、炉心１の冷却状態を維持することを確保する。

一方、隔離弁３６が閉じられることによって、原子炉圧力容器２内の蒸気圧が高まり、その蒸気圧が予め設定した圧力を超えると、原子炉圧力容器２内の蒸気が逃し安全弁７からベント管１９を通じてサプレッションプール４内の冷却水中に放出される。このようにサプレッションプール４内に放出された蒸気は、サプレッションプール４内の冷却水によって凝縮されて冷却水に戻され、減圧される。また、図示してはいないが、原子炉格納容器３内に漏洩した蒸気もサプレッションプール４内の冷却水中に導かれて凝縮され原子炉格納容器３内が高圧状態となるのを抑制している。

以上のように、ベント管１９や配管２８等から導かれた原子炉格納容器３内や原子炉圧力容器２内の蒸気がサプレッションプール４内で凝縮されると、次第にサプレッションプール内の冷却水の水温と水位が上昇する。その一方で、原子炉圧力容器２内に復水貯蔵タンク１６内の冷却水が注水されることによって、復水貯蔵タンク１６内の水位が低下する。このような状態が推移すると、その復水貯蔵タンク１６内の水位を計測している水位計が低水位を検知する、もしくはサプレッションプール４内の冷却水の水位を計測している水位計が高水位を検知するに至る。

このような復水貯蔵タンク１６内が低水位、もしくはサプレッションプール４内が高水位となるいずれかの水位の検知状態が成立すると、原子力発電プラントの運転制御室からの信号によって復水貯蔵タンク１６内の冷却水が枯渇する前に開閉弁３０が閉じられ、同時に開閉弁３１が開かれる。その開閉弁３１が開かれると、開かれている状態であることを示す信号（図３では、開閉弁３１開状態と表示）が開閉弁３１の開状態を検知する手段（図示せず）から制御装置３９に入力される。

そのため、サプレッションプール４内の冷却水が、開閉弁３１と配管２２を通じて注水ポンプ１１へ吸い込まれる。このように吸い込まれたサプレッションプール４内の冷却水は注水ポンプ１１内で昇圧されて高圧となる。このように、注水ポンプ１１内で高圧となった冷却水は配管２４を通じて給水配管６へ供給され、その後に逆止弁３７を通じて原子炉圧力容器２内へ注水される。

このようにして、サプレッションプール４内の冷却水を復水貯蔵タンク１６内の冷却水に続く次期水源として用いて、長期の炉心冠水状態を確保する。このような、原子炉圧力容器２内への注水中には、注水ポンプ１１内の冷却水の一部が注水ポンプ１１内からシール水配管２５内と伝熱管３４内を通って注水ポンプ１１の軸封部１４に供給され、その軸封部におけるシール水として用いられる。この場合、サプレッションプール４内の冷却水の水温が温度計測装置３８で計測した結果で摂氏６０度以下の場合には、その水温が摂氏
６０度を超えることを表す信号（図３ではサプレッションプール水温高と表示）が制御装置３９に入力されないので、開閉弁３２を開かせる信号（図３では、開閉弁開と表示）と冷却水系１７の内燃機関を起動させる信号（図３では、ポンプ起動）が制御装置３９から発信されない。したがって、サプレッションプール４内の冷却水の水温が温度計測装置
３８で計測した結果で摂氏６０度以下の場合には、伝熱管３４内を通る冷却水は積極的に冷却されること無く、摂氏６０度以下の水温で軸封部に供給され、シール水として用いられる。

また、サプレッションプール４内での蒸気の凝縮作用が継続されてサプレッションプール４内の冷却水の水温が上昇傾向にあっても、サプレッションプール４内の冷却水の水温の過剰な上昇は、交流電源で駆動される図示していない冷却装置でサプレッションプール４内の冷却水を冷却して抑制されるが、原子力発電プラントの全交流電源喪失事象が発生し、その事象が長時間続くとその抑制が解かれてサプレッションプール４内の冷却水の水温が摂氏６０度を超えて上昇する。

サプレッションプール４内の冷却水の水温が温度計測装置３８で計測した結果で摂氏
６０度を超える温度を検出した場合には、サプレッションプール４内の冷却水の水温が摂氏６０度を超えることを表す信号（図３ではサプレッションプール水温高と表示）が温度計測装置３８から、更には開閉弁３１の開状態を表す信号（図３では、開閉弁３１開状態と表示）が開閉弁３１の開状態を検知する手段から、それぞれ制御装置３９に入力される状態となる。このような状態になると、開閉弁３２を開かせる信号（図３では、開閉弁
３２開と表示）と冷却水系１７の内燃機関を起動させる信号(図３では、ポンプ起動と表示)が制御装置３９から開閉弁３２と冷却水系１７へ出される。

制御装置３９から出された開閉弁３２を開かせる信号を受けた開閉弁３２は弁を開いて冷却水系１７とシール水冷却器１５の容器３３内とを連通する。さらに、制御装置３９から出された内燃機関を起動させる信号によって、冷却水系１７の内燃機関が起動し、内燃機関が冷却水系１７に備わるポンプを駆動する。このようになると、冷却水系１７のポンプは容器３３内の冷却水を配管２９を通じて冷却水系１７に吸い込んで、冷却水系１７に備わる冷却装置で摂氏６０度以下にその冷却水を冷却する。

このように冷却水系１７で冷却された冷却水は冷却水系１７に備わるポンプで配管２７と開閉弁３２とを通じて容器３３内に供給される。このような、容器３３内の冷却水を容器３３内と冷却水系１７との間で循環させて、容器３３内の冷却水を冷却する。このようにすると、容器３３内の冷却水は伝熱管３４内を通過するサプレッションプール４内の冷却水との間で伝熱管３４を介して熱交換して、伝熱管３４内の冷却水は摂氏６０度以下に維持される。

このように、サプレッションプール４内の冷却水が摂氏６０度を超える水温の状態でも、注水ポンプ１１の軸封部１４に供給するシール水を摂氏６０度以下の水温に維持できるので、サプレッションプール４内の冷却水が摂氏６０度を超える水温の状態でもサプレッションプール４内の冷却水を原子炉圧力容器２内へ注水ポンプ１１を用いて注水し、炉心１を冠水状態に維持できる。

サプレッションプール４内の冷却水を原子炉隔離時冷却系の水源としている間を利用して復水貯蔵タンク１６内に清浄且つ摂氏６０度以下の常温水を冷却水として補給することにより、復水貯蔵タンク１６内の常温の冷却水を再度原子炉隔離時冷却系の水源として利用できるようにしても良い。この場合には、各開閉弁３０，３５を強制的に開き、各開閉弁３１，３２を強制的に閉じて原子炉隔離時冷却系の水源をサプレッションプール４内の冷却水から復水貯蔵タンク１６内の冷却水に切り替える。

図２に示した例は、上述の図１に示して例の変更例である。変更した部分を解説すると、以下のとおりで、その他は図１に示した例と同じである。即ち、変更した部分は、シール水冷却器１５に接続されている冷却水系１７である。変更後の冷却系では、シール水冷却器１５の容器３３に一端が接続されている配管２７の他端が、シール水冷却器１５よりも高所に設置されている復水貯蔵タンク１６に接続され、その配管２７の途中には図１と同様に制御装置３９で制御される開閉弁３２が装備されている。もう一方の配管２９は、シール水冷却器１５の容器３３に一端が接続され、他端が図示していないドレン水の処理装置に接続されている。

このような変形例では、制御装置３９から出された信号に基づいて開閉弁３２が開かれると、復水貯蔵タンク１６内の冷却水が、シール水冷却器１５と復水貯蔵タンク１６との間の水頭差で、配管２７と開閉弁３２を通じて容器内に入り、容器３３内の伝熱管３４を冷却する。そのため、伝熱管３４内を通過する冷却水は水温が６０度以下に冷却されてから注水ポンプ１１の軸封部１４へシール水として供給される。このようにして、容器３３内で伝熱管３４内の冷却水と熱交換した容器３３内の冷却水は、配管２９を通じて重力によりドレン水の処理装置へ排水される。このように、図２の変更例では、図１で示した内燃機関やポンプを備えた冷却水系１７が不要になる上、冷却水系１７に備わるの内燃機関やポンプを駆動するという動的機器に頼る必要が無い。更には、制御装置３９は冷却水系１７へ内燃機関を起動させてポンプを作動させるためのポンプ起動の信号を発信する必要も無いので、信号系統も簡単となる。

以上のような、本発明の実施例では、原子炉隔離時冷却系の水源としては復水貯蔵タンク１９とサプレッションプール４内の各冷却水のように複数の水源を持ち、制御装置の信号により自動又は手動で水源を切り替えることができる。

注水ポンプ１１により昇圧された水は配管２４，６を経て原子炉圧力容器２に注水されるが、その一部は注水ポンプ１１の加圧途中段階から抜き取られシール水冷却器１５を経て注水ポンプ１１の軸封部１４へと送られシールに用いられる。この時シール水はシール水冷却器１５を経てから軸封部１４へ送られるため、水源の水温によらず軸封部が受け入れてシール水として通常使用可能なある温度領域に収まることを保証できる。さらに、このようにシール水の温度がある温度領域に保証されることで水源の温度によらず軸封部
１４の健全性が保たれるため、水源として使用可能な温度の上限を引き上げることができ、注水ポンプ１１の水源の多様性を強化することができる。

一方、注水ポンプ１１のシール水配管２５の途中にシール水冷却器１５を設けることで、シール水温を軸封部１４の健全性保証に対して余裕のある水温に保つことができるため、サプレッションプール内の冷却水が更に高温になっても水源として長期に利用期待でき、運用性が向上する。

また、このようにサプレッションプール内の冷却水を従来よりも長期間使用できるようになることで以下に述べる効果も生じる。即ち、サプレッションプール内の冷却水を原子炉圧力容器２内に注入すると、注入された冷却水は炉心内の核燃料が発する崩壊熱により蒸気となりサプレッションプール内の冷却水中に放出され凝縮する。したがって、サプレッションプール４から原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器２へ注水され、サプレッションプール４で凝縮することになり、マスバランス的に閉ループが形成され、注入した水の一部はサプレッションプール４に戻ってくると考えてよく、サプレッションプール内の水を循環利用できることになって、大量の水量を水源として確保していることと等価に考えることができる。これは従来の原子炉隔離時冷却系でも同様なことはいえるが、その使用する期間を長くできることにより更に効果が増し、運転性が向上する。

次に図１の実施例では、シール水冷却器１５の容器内へ供給する冷却水は原子力発電プラントに装備されている補機冷却系などのような冷却系からポンプなどの動的機器を用いて送る必要がある。しかし、図２のようにシール水冷却器１５よりも上方に設置した復水貯蔵タンク１６からシール水冷却器１５の容器に対し配管２７をつなぐことで、復水貯蔵タンクから自重で冷却水を落下させシール水冷却器１５の容器内に冷却水を供給することが可能になり、シール水冷却器１５の容器内に冷却水を供給するに際してポンプなどの動的な機器に頼ることなく上述した効果を確保することができる。このような場合の冷却水の水源の一例としては復水貯蔵タンク１６を用いることで説明したが、専用のもしくは他の冷却水貯蔵設備と共用化しても良い。

また、シール水冷却器１５の容器内へ冷却水を供給する水源からシール水冷却器１５に冷却水を供給する配管２７に開閉弁３２を設置することで、必要に応じた冷却水の供給が可能になる。すなわち、この開閉弁３２がない場合にはシール水とする冷却水を冷却する必要のない、サプレッションプール内の冷却水の水温が高くない場合にも冷却水が供給されてしまい、無駄に冷却水を流すことになってしまう。冷却水が必要な状態にのみ開閉弁３２を開するために、図３のようにサプレッションプールの冷却水の水温がある設定温度、例えば摂氏６０度を超えて高く、サプレッションプール４から注水ポンプ１１への配管２２に設置された開閉弁３１が開いている場合にのみ開閉弁３２が開くようにインターロックを設定することで、上述のような冷却水の無駄は防ぐことができる。冷却水を供給する水源として復水貯蔵タンク１６を用いる場合には、復水貯蔵タンク１６の水が無駄に消費されることを防ぐことができるため運用性の向上につながる。

以上のように、本発明の実施例によれば、原子炉隔離時冷却系の注水水温の上限が引き上げられるため、サプレッションプール内の冷却水を水源として利用することへの制限が緩和され水源の多様性を強化できる。また、サプレッションプール内の冷却水は原子炉圧力容器に注水しても、一部はサプレッションプール内に戻ってくると考えることができるため、サプレッションプール内の冷却水を原子炉隔離時冷却系の水源として循環利用でき、またその使用期間を長くできることにより運用性が向上する。

その上、シール水冷却器の容器内への冷却水を動的な機器に頼らずに供給することができる変更例によれば、その動的機器の動作不調を考慮しなくて良いので、より確実にサプレッションプール内の高温の冷却水を水源として使うことができるようになり、安全性が向上する。

また、シール水冷却器の容器内への冷却水の供給をサプレッションプール内の冷却水の水温とサプレッションプール内の冷却水の注水ポンプへの通水との条件で開始するので、シール水冷却器の容器内への無駄な冷却水の供給を無くすことが可能になり運用性が向上する。

本発明は、原子力発電プラントである原子力発電所の原子炉隔離時冷却系に用いられる。

本発明の実施例による原子炉隔離時冷却系の系統構成図である。 図１に示した実施例の変更例による原子炉隔離時冷却系の系統構成図である。 本発明の実施例における制御装置の論理回路図である。

符号の説明

１…炉心、２…原子炉圧力容器、３…原子炉格納容器、４…サプレッションプール、５…主蒸気配管、６…給水配管、７…逃し安全弁、１１…注水ポンプ、１２…駆動軸、１３…蒸気タービン、１４…注水ポンプ軸封部、１５…シール水冷却器、１６…復水貯蔵タンク、１７…冷却水系、１８…原子炉隔離時冷却ポンプ、２１，２２，２３，２４，２７，２８，２９…配管、２５…シール水配管、３１，３２…開閉弁、３８…温度計測装置、
３９…制御装置。

Claims (2)

1. 原子炉隔離時に原子炉格納容器内の原子炉圧力容器で発生した蒸気を原子炉隔離時冷却系の蒸気タービンへ供給して注水ポンプを駆動させ、該注水ポンプから吐出された水を前記原子炉圧力容器内に注水する原子炉注水設備であって、
   原子炉隔離時に前記原子炉圧力容器内で発生した蒸気を前記蒸気タービンへ導く第１の流路と、
   前記蒸気タービンから出た蒸気を前記原子炉格納容器内のサプレッションプール内の水中へ導く第２の流路と、
   前記原子炉圧力容器内の蒸気圧が設定圧力を超えたときに前記原子炉圧力容器内の蒸気を逃がし安全弁を介して前記サプレッションプール内の前記水中へ導く第３の流路と、
   前記サプレッションプール内の前記水を前記注水ポンプへ導く第４の流路と、
   前記注水ポンプから出た前記水を前記原子炉圧力容器内へ導く第５の流路と、
   前記注水ポンプから吐出された前記水を該注水ポンプの軸封部に供給する第６の流路と、
   前記第６の流路内の前記水を冷却する冷却装置とを有し、
   前記冷却装置は、前記水と前記水を冷却する冷却水との熱交換を行う熱交換器と、前記熱交換器よりも高い位置に設置された前記冷却水を貯蔵する容器と、前記容器内の冷却水を前記熱交換器へ導いた後、ドレン水の処理装置へ排出する第７の流路とを備えてなり、
   前記第４の流路に第１の弁を設け、前記第７の流路に第２の弁を設けてなり、前記サプレッションプール内の前記水の温度が設定温度以上となり、かつ前記第１の弁が開かれているとき、前記第２の弁を開くように制御する制御装置を備えてなる原子炉注水設備。
2. 前記容器は復水貯蔵タンクであり、前記復水貯蔵タンクには前記注水ポンプへ前記復水貯蔵タンク内の冷却水を導く第８の流路が接続され、該第８の流路に第３の弁が備えられていることを特徴とする請求項１に記載の原子炉注水設備。

Images