JP4533670B2

JP4533670B2 - 沸騰水型原子炉設備

Info

Publication number: JP4533670B2
Application number: JP2004162483A
Authority: JP
Inventors: 理知黒田; 隆彦飯倉; 保伸藤木; 克士五十川; 征治郎鈴木; 真一郎河村; 喜二狩野; 仁牟田
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 2004-05-31
Filing date: 2004-05-31
Publication date: 2010-09-01
Anticipated expiration: 2024-05-31
Also published as: JP2005345158A

Description

本発明は、沸騰水型原子炉設備に係り、特に、原子炉圧力容器、炉内構造物およびその付帯設備の健全性および寿命による更新を検討する際、より一層の安全性の強化と、より一層の性能向上を求めて改善を加えた沸騰水型原子炉設備に関する。

例えば、原子力発電プラントでは、沸騰水型原子炉設備の長年の使用に亘る老朽化に伴って更新時期およびその対策が検討されており、その一つとして例えば図１９に示すものがある。

図１９は、更新の適用対象となっている再循環系統を有する型式の沸騰水型原子炉設備を示す概念図である。

この沸騰水型原子炉設備は、円筒長筒状の原子炉圧力容器４の炉心９に多数の燃料集合体を装荷し、これら燃料集合体の下端部を炉心支持板１０で支持させるとともに、その上端部を上部格子板１１で支持させている。

炉心支持板１０および上部格子板１１は、炉心９を囲む円筒状の炉心シュラウド８に固定されており、この炉心シュラウド８はシュラウドサポート等を介して原子炉圧力容器４の下鏡部に固設されている。

また、炉心シュラウド８の上部には、スタンドパイプおよび気水分離器７を備えるシュラウドヘッドが設けられ、さらにその上方に蒸気乾燥器１２が設置されている。

一方、原子炉圧力容器４内の下部には、炉心シュラウド８、シュラウドサポート、原子炉圧力容器４との間にダウンカマ（環状空間）１が形成されており、このダウンカマ１に炉水（冷却材）を循環させて炉心シュラウド８の下部から炉心９に供給する原子炉再循環部１３が設けられている。

この原子炉再循環部１３は、原子炉圧力容器４内にジェットポンプ５を収容し、原子炉圧力容器４外に再循環ポンプ３を備えた再循環配管２を延設し、ダウンカマ１側から吸い込んだ炉水（冷却材）を再循環配管２の再循環ポンプ３を介してジェットポンプ５に供給し、ここからジェットの誘引力を利用して炉心シュラウド８の下部を介して炉心９に炉水（冷却水）を供給する構成にしている。

このような構成を備える沸騰水型原子炉設備において、炉心９の燃料集合体に供給される炉水は、燃料集合体から発生する熱で蒸気を生成し、この生成された蒸気を気水分離器７で気水分離し、蒸気乾燥器１２で乾燥蒸気として蒸気タービン（図示せず）に供給され、膨張仕事後のタービン排気を復水器（図示せず）で凝縮させた後、給水配管６、給水スパージャ１４を介して原子炉圧力容器４内に戻される。

このように、ジェットポンプ５を備えた再循環系統を有する型式の沸騰水型原子炉設備に対し、インターナルポンプを有する沸騰水型原子炉設備では、図２０に示すように、ダウンカマ１の下部にインターナルポンプ１５を設置し、インターナルポンプ１５の設置に伴って原子炉再循環部１３を取り除いて配管系の破断事故を回避させるとともに、炉水（冷却材）が減少しても炉心９を確実に冠水させて維持する構成にしている。

最近の沸騰水型原子炉設備において、現在改良保全の計画が論議されており、この論議に基づいて、例えば、特開２００２−３４１０９０号公報（特許文献１）、特開２００２−３１１１９５号公報（特許文献２）、特開２０００−１８０５７７号公報（特許文献３）、特開２０００−３４６９９３号公報（特許文献４）、特開平９−１４５８８２号公報（特許文献５）、特開平８−２８５９９７号公報（特許文献６）、特開平８−６２３６９号公報（特許文献７）、特開平８−６２３６８号公報（特許文献８）、特許第３４３５２７０号公報（特許文献９）および特許第３３４３４４７号公報（特許文献１０）等数多くの発明が開示されている。

これら数多くの発明は、建設当時の設計思想を前提として、同じ炉型の設備を建屋内へ搬出入させる技術が中心になっている。
特開２００２−３４１０９０号公報特開２００２−３１１１９５号公報特開２０００−１８０５７７号公報特開２０００−３４６９９３号公報特開平９−１４５８８２号公報特開平８−２８５９９７号公報特開平８−６２３６９号公報特開平８−６２３６８号公報、特許第３４３５２７０号公報および特許第３３４３４４７号公報

特許文献１〜特許文献１０に開示された技術は、更新する沸騰水型原子炉設備を建設当初と同じ炉型形式にしており、主に原子炉圧力容器の取替え工法に重点が置かれている。

これに対し、今後の沸騰水型原子炉設備は、設備更新と言えども、従来の設計思想の踏襲に留まらず、より一層の安全性の強化、ひいてはプラント寿命の延長、さらには、より一層のプラント性能の向上が望まれている。

本発明は、このような背景に基づいてなされたものであり、より一層のプラントの安全性の強化と相俟って、より一層のプラント性能の向上を図る沸騰水型原子炉設備を提供することを目的とする。

本発明に係る沸騰水型原子炉設備は、上述の目的を達成するために、原子炉格納容器に収容された原子炉圧力容器内に燃料集合体を装荷した炉心を備え、この炉心から生成される熱で炉水を蒸気にする構成の沸騰水型原子炉設備において、前記原子炉圧力容器の更新時、前記炉水の循環を、外部循環構造方式から内部循環構造方式に変更させるインターナルポンプを前記原子炉圧力容器のダウンカマに設置する構成にし、さらに、前記原子炉圧力容器の更新時、前記炉心を、炉心シュラウドを有さない炉心シュラウドレス構造にする一方、前記インターナルポンプに連設して炉水用チューブを備え、前記原子炉圧力容器の更新時、前記原子炉圧力容器の給水配管に流量計測定装置を設け、給水が過流量のとき、前記インターナルポンプのインターナルポンプ駆動装置にトリップ指令またはランバック指令を与える一方、前記燃料棒を駆動する制御棒駆動水圧系にスクラム指令または選択制御棒挿入指令を与える過渡事象緩和制御装置を備え、前記過渡事象緩和制御装置は、計測した給水流量信号に基づいて演算するトランスミッタと、このトランスミッタの演算信号が予め設定された設定値を超えたとき、インターナルポンプを駆動するインターナルポンプ駆動装置にトリップ指令またはランバック指令を与える一方、燃料棒を駆動する制御棒駆動水圧系にスクラム指令または選択制御棒挿入指令を与えるフロースイッチを備えたものである。

本発明に係る沸騰水型原子炉設備は、上述の目的を達成するために、原子炉格納容器収容された原子炉圧力容器内に燃料集合体を装荷した炉心を備え、この炉心から生成される熱で炉水を蒸気にする構成の沸騰水型原子炉設備において、前記原子炉圧力容器の更新時、前記炉水の循環を、外部循環構造方式から内部循環構造方式に変更させるインターナルポンプを前記原子炉圧力容器のダウンカマに設置する構成にし、さらに、前記原子炉圧力容器の更新時、前記炉心を、炉心シュラウドを有さない炉心シュラウドレス構造にする一方、前記インターナルポンプに連設して炉水用チューブを備え、前記炉心シュラウドレス構造の炉心は、前記ダウンカマの空間部分に燃料集合体を装荷するとともに、前記炉心の最外周側に使用済燃料を装荷する構成にし、前記炉水用チューブは、炉内を循環する炉水の流量を計測する流量計測定装置を備え、前記流量計測定装置は、前記炉水用チューブ内に設けたベンチュリー管と、このベンチュリー管を流れる炉水の流量を計測する流量計と、前記炉水用チューブの数に対応して合計流量を計測する加算流量計とで構成したものである。

本発明に係る沸騰水型原子炉設備は、原子炉圧力容器更新時、炉水の循環を、従来の外部循環構造方式から内部循環構造方式に変更させるインターナルポンプを原子炉圧力容器のダウンカマに設置したので、外部循環構造の配管破断事故を無くすことができ、運転中の原子炉圧力容器の安全性を確実に強化することができる。

以下、本発明に係る沸騰水型原子炉設備の実施形態を図面および図面に付した符号を引用して説明する。

図１および図３は、沸騰水型原子炉設備を示す概念図である。なお、図１は、本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第１実施形態を示す概念図であり、図３は建設当初の沸騰水型原子炉設備を示す概念図である。そして、図１と図３とは、更新時の改善点を、建設当初に較べて明確にするため対比させたものである。また、図１および図３ともに、同一構成要素には同一符号を付している。

本実施形態に係る沸騰水型原子炉設備は、円筒状の原子炉圧力容器２０の炉心２３に多数の燃料集合体を装荷し、これら燃料集合体の下端部を炉心支持板２６で支持させるとともに、その上端部を上部格子板２７で支持させている。

炉心支持板２６および上部格子板２７は、炉心２３を囲む円筒状の炉心シュラウド２１に固定されており、この炉心シュラウド２１をシュラウドサポート等を介して原子炉圧力容器２０の下鏡部に固設させている。

また、炉心シュラウド２１の上部には、スタンドパイプおよび気水分離器２８を備えるシュラウドヘッドが設けられ、さらにその上方に蒸気乾燥器２９が設置されている。

上述の構成要素は、建設当初の再循環系統を有する型式の沸騰水型原子炉設備の構成要素と同一なので、同一符号を付すにとどめ、重複説明を省略する。

一方、更新時の沸騰水型原子炉設備は、原子炉圧力容器２０の下部であって、炉心シュラウド２１、シュラウドサポート、原子炉圧力容器２０との間に形成するダウンカマ（環状空間）２２に炉水（冷却材）を循環させて炉心シュラウド２１の下部から炉心２３に向って供給する炉水循環部２４を備えている。

この炉水循環部２４は、具体的にはインターナルポンプ２５であり、図２に示すように、ダウンカマ２２に、例えば３台のインターナルポンプ２５ａ，２５ｂ，２５ｃを設置し、各インターナルポンプ２５ａ，２５ｂ，２５ｃで吸い込んだ炉水（冷却材）を炉心シュラウド２１の下部から炉心２２に向って供給させている。

そして、炉心２２から熱を受けた炉水は、飽和蒸気として図１に示す気水分離器２８に供給され、ここで湿分と蒸気とに分離され、さらに蒸気乾燥器２９で乾き蒸気に乾燥され、図示しない蒸気タービンに供給される。

また、蒸気タービンで膨張仕事を終えたタービン排気は図示しない復水路にて凝縮されて復水になり、昇圧昇温させて給水として給水配管３０、給水スパージャ３１を介して炉水（冷却材）として原子炉圧力容器２０に戻される。

これに対し、建設当初の再循環系統を有する型式の沸騰水型原子炉設備は、図３および図４に示すように、原子炉再循環部２４を原子炉圧力容器２０内に収容するジェットポンプ３２と原子炉圧力容器２０外に延設する再循環ポンプ３３を備えた再循環配管３４とで構成し、ダウンカマ２２から吸い込んだ炉水を再循環配管３４の再循環ポンプ３３を介してジェットポンプ３２に供給し、ここからジェットの作用を利用して炉心シュラウド２１の下部から炉心２３に供給している。

このように、本実施形態に係る更新時の沸騰水型原子炉設備は、炉水の循環方式を、原子炉圧力容器２０の器内から器外への原子炉再循環系を有する外部循環構造方式にしていたものを、器内を循環させる内部循環構造方式に変更させるインターナルポンプ２５をダウンカマ２２に設置したので、外部循環構造の配管破断事故を無くすことができ、原子炉圧力容器２０の運転中の安全性を確実に強化することができる。

また、本実施形態に係る更新時の沸騰水型原子炉設備は、炉水の循環を内部循環構造にし、余裕のある空間面積を確保する構成にしたので、確保した空間面積により多くの燃料集合体を装荷することができ、ひいてはより多くの燃料集合体の装荷に伴って炉出力の向上およびプラント熱効率の向上を図ることができる。

図５は、本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第２実施形態を示す概念図である。

本実施形態に係る更新時の沸騰水型原子炉設備は、原子炉圧力容器２０の下部に位置するダウンカマ２２に、炉水を器内で循環させるインターナルポンプ２５を設置するとともに、このインターナルポンプ２５に炉水（冷却材）を案内して循環させる円筒状の炉水用チューブ（ＲＩＰチューブ）３５を連設させたものである。

また、本実施形態に係る更新時の沸騰水型原子炉設備は、炉水用チューブ３５を介してインターナルポンプ２５に案内する炉水（冷却材）を炉心２３に供給する際、図６に示すように、炉心シュラウドの設置を省略した、いわゆる炉心シュラウドレス構造にしたものである。

このように、本実施形態に係る更新時の沸騰水型原子炉設備は、ダウンカマ２２に設置するインターナルポンプ２５に連設する炉水用チューブ３５を備えるとともに、数多くの燃料棒を集合体とする炉心２３を炉心シュラウドレス構造にし、比較的広い空間を確保させる構成にしたので、周辺付帯設備の取付作業をより容易に行わせることができる。

図７は、本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第３実施形態を示す平面図である。
本実施形態に係る更新時の沸騰水型原子炉設備は、第２実施形態と同様に、原子炉圧力容器２０のダウンカマ２２に設置したインターナルポンプに連設する炉水用チューブ３５ａ，３５ｂ，３５ｃ，３５ｄを備えるとともに、燃料棒を集合体を装荷した炉心２３を炉心シュラウドを有さない炉心シュラウドレス構造にしてダウンカマ２２の空間面積を広く確保させる一方、広い空間面積の確保の下、図８の破線で示す領域Ａ_１，Ａ_２，…により多くの燃料集合体３６を装荷させ、さらにその外周側斜線部に使用済燃料３７をブランケットとして装荷させたものである。

このように、本実施形態に係る更新時の沸騰水型原子炉設備は、ダウンカマ２２に設置したインターナルポンプに連設する円筒状の炉水用チューブ３５ａ，３５ｂ，３５ｃ，３５ｄを備えるとともに、燃料集合体３６を装荷した炉心２５を炉心シュラウドレス構造にし、ダウンカマ２２により広い空間面積を確保させる一方、より広い空間面積の確保に伴って領域Ａ_１，Ａ_２，…により多くの燃料集合体３６および使用済燃料３７を装荷させたので、炉心２３の炉出力（熱出力）を増加させてプラント熱効率を向上させることができる。

また、本実施形態に係る更新時の沸騰水型原子炉設備は、より広い空間面積を確保させたダウンカマ２２に数多くの燃料集合体３６を装荷させるとともに、その外周側に使用済燃料３７をブランケットとして装荷させたので、高燃焼度化と相俟って原子炉圧力容器２０の外部への照射量を低減化させることができ、作業員の被曝量を低く抑えることができる。

図９は、本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第４実施形態を示す概念図である。

本実施形態に係る更新時の沸騰水型原子炉設備は、原子炉圧力容器２０と炉心２３との間に形成されたダウンカマ２２の下部に設置したインターナルポンプ２５に連設して炉水用チューブ（ＲＩＰチューブ）３５を備えるとともに、炉水用チューブ３５に設けたベンチュリ管３８とその入口側との間の流量を計測する流量計３９を設け、さらにベンチュリ管３８の数に対応させて設けた流量計３９の合計流量を加算する加算流量計４０を備えたものである。

このように、本実施形態に係る更新時の沸騰水型原子炉設備は、炉水用チューブ３５に設けたベンチュリ管３８に流量計３９を備えるとともに、ベンチュリ管３８の数に対応させた流量計３９の合計流量を加算する加算流量計４０を備えたので、炉水用チューブ３５を流れる炉水の流量を精確に計測し、炉水流量の精確な計測の下、安全設計限界最小限界出力比（ＳＬＭＣＰＲ）を定めて熱的安全限界値の緩和に基づく炉心設計裕度を拡大させることができ、結果として熱出力の増加につなげることができる。

なお、本実施形態は、流量計３９でベンチュリ管３８とその入口側との間の流量を計測させているが、この例に限らず、例えば、第５実施形態として図１０に示すように、ベンチュリ管３８と炉水用チューブ３５の上流側との間の流量を流量計３９で計測させてもよく、また、第６実施形態として図１１に示すように、ベンチュリ管３８内の上流側と下流側との間の流量を流量計３９で計測させてもよい。

図１２は、本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第７実施形態を示す概念図である。

本実施形態に係る更新時の沸騰水型原子炉設備は、給水配管３０または給水スパージャ３１に何らかの事情で給水が過流量に流れたとき、炉心２３から発生する熱出力変動が激しくなり、これに伴って電気出力変動が起こることを考慮したもので、炉心２３の熱出力変動を抑制するために過渡事象緩和制御装置４１を備えたものである。

この過渡事象緩和制御装置４１は、給水スバージャ３１の上流側の給水配管３０に設けた、例えばベンチュリ管等の流量計測定装置４２を流れる給水の流量を計測する流量計４３と、流量計４３で計測した信号を演算するトランスミッタ４４と、トランスミッタ４４で演算した信号が予め定められた設定値を超えたとき、インターナルポンプ２５のインターナルポンプ駆動装置４７にトリップ信号ａまたはランバック信号ｂを与えるとともに、制御棒駆動水圧系４６にスクラム信号ｃまたは選択制御棒挿入信号ｄを与えるフロースイッチ４５を備え、インターナルポンプ２５で炉心流量を低下させるとともに、制御棒駆動水圧系４６で原子炉にスクラムさせるか、あるいは制御棒を選択挿入させて炉出力を低下させる構成にしている。なお、他の構成要素は、第２実施形態の構成要素と同一なので、同一符号を付し、重複説明を省略する。

このように、本実施形態は、給水スパージャ３１の上流側の給水配管３０に過渡事象緩和制御装置４１を備え、原子炉圧力容器２０に供給される給水が何らかの事情で過流量になったとき、インターナルポンプ２５のインターナルポンプ駆動装置４７にトリップまたはランバック信号を与え、制御棒駆動水圧系４６にスクラムまたは選択制御挿入信号を与える構成にしたので、炉心２３に安定運転を行わせることができる。

図１３は、本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第８実施形態を示す概念図である。

本実施形態に係る更新時の沸騰水型原子炉設備は、更新に伴って原子炉圧力容器２０からの炉出力が増加した場合、炉心により多くの冷却水が供給できるように水源確保を強化したので、シャットダウン系（原子炉停止時冷却系）４８にサプレッションプール４９のプール水を水源とする低圧注水系５０を組み合せたものである。

シャットダウン系４８は、原子炉圧力容器２０の炉水（冷却材）を炉心の冷却水として供給し、途中にシャットダウン吸込隔離弁５１ａ，５１ｂ、シャットダウン低圧注水切替弁５２を介装させたシャットダウン吸込配管５３と、シャットダウン低圧注水切替弁５２の下流側の一端に接続し、途中にポンプ５４、熱交換器５５、冷却水注水弁５６、逆止弁５７を介装させたシャットダウン低圧注水兼用管５８を備えたシャットダウン低圧注水兼用系５９と、上述シャットダウン低圧注水切替弁５２の下流側の他端から分岐し、途中にサプレッションプール水吸込隔離弁６０を介装してサプレッションプール４９に接続する低圧注水配管６１を備えた低圧注水系５０とで構成されている。

また、シャットダウン系４８は、シャットダウン低圧注水兼用系５９の熱交換器５５の出口側から分岐し、途中にテスト弁６２を介装してサプレッションプール４９に接続するテスト配管６３を備えたテスト系６４を設け、テスト時、サプレッションプール４９のプール水を循環させ、テスト弁６２の作動等を確認している。

また、シャットダウン系４８は、制御系６５を備え、何らかの事情で原子炉圧力容器２０の炉出力が増加し、炉水の水位が低くなったとき、制御系６５の炉水位計６６から検出した炉水の水位信号に基づいてポンプ５４の自動起動、冷却水注水弁５６の開閉、テスト弁６２の開閉を行わせる構成にしている。

このように、本実施形態は、何らかの事情で原子炉圧力容器２０の炉出力が増加した場合、炉水の一部を利用して原子炉圧力容器２０の炉心に冷却水を供給するシャットダウン系４８に、サプレッションプール４９のプール水を利用して原子炉圧力容器２０の炉心に冷却水を供給する低圧注水系５０を組み合せ、原子炉圧力容器２０の炉心への冷却水供給水源確保を強化したので、原子炉圧力容器２０の炉心に安定運転を行わせることができ、ひいては炉心の安定運転に基づくプラントの寿命を延長させることができる。

図１４は、本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第９実施形態を示す概念図である。

本実施形態に係る更新時の沸騰水型原子炉設備は、事故時、サプレッションプール４９のプール水を利用し、スプレー水として格納容器６６に供給して、冷却する格納容器スプレー系６７に炉心低圧注水系６８を組み合せ、格納容器６６の冷却のほかに、格納容器６６に囲われて収容される原子炉圧力容器２０の炉心も冷却させ、原子炉圧力容器２０の炉心冷却水用水源確保を強化したものである。

格納容器スプレー系６７は、サプレッションプール４９のプール水を格納容器６６に冷却水として供給し、途中にポンプ６９、熱交換器７０、格納容器スプレー弁７１を介装させた格納容器スプレー配管７２を備えている。

また、格納容器スプレー系６７は、格納容器スプレー弁７１の入口側から分岐し、途中に冷却水注水弁５６、逆止弁５７を介装させて原子炉圧力容器２０の炉心に冷却水を供給する炉心低圧注水配管７３を備えた炉心低圧注水系６８を設けている。

また、格納容器スプレー系６７は、熱交換器７０の出口側から分岐し、テスト時、サプレッションプール４９のプール水を循環させ、途中に弁７４ａ，７４ｂを介装させたテスト配管７５を備えたテスト系７６を設けている。

また、格納容器スプレー系６７は、制御系７７を備え、何らかの事情で格納容器６６または原子炉圧力容器２０に事故があったとき、制御系７７の炉水位計７８から検出した炉水位信号に基づいてポンプ６９の自動起動、冷却水注水弁５６、格納容器スプレー弁７１のそれぞれに開弁指令を与える構成にしている。

このように、本実施形態は、格納容器６６または原子炉圧力容器２０に何らかの事情で事故が発生したとき、サプレッションプール４９のプール水をスプレー水として格納容器６６に供給する格納容器スプレー系６７に、サプレッションプール４９のプール水を利用して原子炉圧力容器２０の炉心に冷却水として供給する炉心低圧注水系６８を組み合わせ、原子炉圧力容器２０の炉心への冷却水供給水源確保を強化したので、原子炉圧力容器２０の炉心に安定運転を行なわせることができ、ひいては炉心の安定運転に基づくプラントの寿命を延長させることができる。

図１５は、本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第１０実施形態を示す概念図である。

本実施形態に係る更新時の沸騰水型原子炉設備は、原子炉圧力容器２０内に収容された炉心内に挿入される制御棒を駆動する制御棒駆動機構７９の駆動源となる制御棒駆動水圧制御ユニット８０に復水貯蔵タンク８１の復水を供給する制御棒駆動水圧配管８２を備えた制御棒駆動水圧系８３に、炉心高圧注水スプレー系８４を組み合わせ、制御棒駆動機構７９の駆動源のほかに、原子炉圧力容器２０の炉心冷却水供給水源確保を強化したものである。

炉心高圧注水スプレー系８４は、制御棒駆動水圧系８３の復水ポンプ８５の出口側から分岐し、途中に炉心高圧注水スプレー弁８６を介装して原子炉圧力容器２０に接続する炉心高圧注水スプレー配管８７を備え、炉心の熱出力が増加したとき、炉水位計７８から検出した信号に基づいて炉心高圧注水スプレー弁８６に開弁指令を与え、炉心の熱出力を抑制させる構成にしている。

このように、本実施形態は、原子炉圧力容器２０の制御棒駆動機構７９の駆動源となる制御棒駆動水圧制御ユニット８０に復水貯蔵タンク８１の復水を供給する制御棒駆動水圧系８３に、復水貯蔵タンク８１の復水を利用して原子炉圧力容器２０の炉心に冷却スプレー水を供給する炉心高圧注水スプレー系８７を組み合わせ、原子炉圧力容器２０の炉心への冷却水供給水源確保を強化したので、原子炉圧力容器２０の炉心に安定運転を行わせることができ、ひいては炉心の安定運転に基づくプラントの寿命を延長させることができる。

図１６は、本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第１１実施形態を示す概念図である。

本実施形態に係る更新時の沸騰水型原子炉設備は、原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）８８の冷却水配管８９に設けたポンプ９０および冷却水注水弁９１のうち、ポンプ９０に原子炉圧力容器２０の炉水水位が予め定められた設定水位よりも低いとき、起動信号を与えるポンプ起動用炉水水位計９２と、冷却水注水弁９１に原子炉圧力容器２０の炉水水位が予め定められた設定水位よりも低いとき、開弁信号を与える冷却水注水弁用炉水水位計９３とを設けたものである。

このように、本実施形態は、原子炉圧力容器２０の炉水水位が予め定められた設定水位よりも低いとき、ポンプ９０に起動指令を与えるポンプ駆動用炉水水位計９２と冷却水注水弁９１に開弁指令を与える冷却水注水弁用炉水水位計９３とを備えたので、ポンプ９０をより早く起動でき、冷却水注水弁９１をより早く開弁でき、原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）８８から炉心へのより早い冷却水の供給に基づき、炉心に安定運転を行わせることができる。

図１７は、本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第１２実施形態を示す概念図である。

本実施形態に係る更新時の沸騰水型原子炉設備は、高圧冷却水タンク９５から原子炉圧力容器２０の炉心に冷却水を供給する原子炉冷却水供給系９４と、高圧冷却水タンク９５に高圧気体ボンベ１００からの高圧気体を供給する高圧気体供給系９６を備えたものである。

原子炉冷却水供給系９４は、原子炉圧力容器２０と高圧冷却水タンク９５とを互いに結ぶ高圧冷却水供給配管９７に高圧冷却水供給弁９８ａ，９８ｂと蒸気逃し弁９９とを備え、炉出力が高くなったとき、蒸気逃し弁９９を開弁させて炉内の蒸気を系外ブローさせるとともに、蒸気逃し弁９９の開弁信号に基づいて自動減圧系（ＡＤＳ、図示せず）で演算し、その演算信号で高圧冷却水供給弁９８ａ，９８ｂを開弁させ、高圧冷却水タンク９５から高圧冷却水供給配管９７を介して原子炉圧力容器２０の炉心に高圧冷却水を供給する構成にしている。

また、高圧気体供給系９６は、高圧冷却水タンク９５に高圧気体を供給し、高圧冷却水の水面に押圧力を与える高圧気体供給ボンベ１００を備えるとともに、この高圧気体供ボンベ１００と高圧冷却水タンク９５とを互いに結ぶ高圧気体供給配管１０１に高圧気体供給止め弁１０２と高圧気体の圧力を調整する圧力調整弁１０３を備えている。

また、高圧気体供給系９６は、高圧冷却水タンク９５に高圧気体逃し弁１０４と水位検出計１０５を備え、高圧冷却水タンク９５の高圧冷却水水位が予め定められた設定値より低くなったとき、水位検出計１０５からの信号で高圧冷却水タンク９５内の高圧気体を高圧気体逃し弁１０４を介して系外ブローさせるとともに、高圧気体逃し弁１０４の開弁信号に基づいて自動減圧系（ＡＤＳ）で演算し、その演算信号で高圧気体供給止め弁１０２および原子炉冷却水供給系９４の高圧冷却水供給弁９８ａ，９８ｂを同時に閉弁させ、高圧気体供給ボンベ１００から高圧気体供給配管１０１を介して高圧冷却水タンク９５への高圧気体の供給を断つとともに、高圧冷却水タンク９５から高圧冷却水供給配管９７を介して原子炉圧力容器２０の炉心への高圧冷却水の供給を断つ構成にしている。

このように、本実施形態は、原子炉圧力容器２０の炉出力が高くなったとき、蒸気逃し弁９９を開弁させ、炉内の蒸気を系外ブローさせ、その開弁信号に基づいて高圧冷却水供給弁９８ａ，９８ｂを開弁させ、高圧冷却水タンク９５から高圧冷却水供給配管９７を介して原子炉圧力容器２０の炉心に高圧冷却水を供給する原子炉冷却水供給系９４と、高圧気体供給ボンベ１００から高圧気体供給配管１０１を介して高圧冷却水タンク９５に高圧気体を供給し、高圧冷却水タンク９５の水面を押圧している間に、その水面が設定値よりも低くなったとき、水位検出計１０５からの信号で高圧気体逃し弁１０４を開弁させて高圧冷却水タンク９５内の高圧気体を系外にブローさせ、その開弁信号に基づいて高圧気体供給止め弁１０２および原子炉冷却水供給系９４の高圧冷却水供給弁９８ａ，９８ｂを同時に閉弁させる高圧気体供給系９６を備え、高圧気体供給ボンベ１００から高圧冷却水タンク９５への高圧気体の供給を断つとともに、高圧冷却水タンク９５から原子炉圧力容器２０の炉心への高圧冷却水の供給を断ち、例えば、図１３および図１４に示した低圧注水系が起動するまでの短時間の間、原子炉冷却水供給系９４を起動させて原子炉圧力容器２０の炉心への冷却水供給水源確保を強化したので、原子炉圧力容器２０の炉心に安定運転を行わせることができ、ひいては炉心の安定運転に基づくプラントの寿命を延長させることができる。

図１８は、本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第１３実施形態を示す概念図である。

本実施形態に係る更新時の沸騰水型原子炉設備は、アイソレーションコンデンサ系１０６に格納容器スプレー系１０７およびサプレッションプール凝縮水貯水系１１７を組み合わせ、原子炉圧力容器２０の運転の停止後、原子炉格納容器６６の除熱機能を強化したものである。

アイソレーションコンデンサ系１０６は、原子炉格納容器６６に囲われて収容される原子炉圧力容器２０から発生する蒸気をアイソレーションコンデンサ１０８に供給し、途中にアイソレーションコンデンサ蒸気供給隔離弁１０９ａ，１０９ｂを介装させたアイソレーションコンデンサ蒸気供給配管１１０と、アイソレーションコンデンサ１０８で凝縮させた凝縮水を原子炉圧力容器２０に戻し、途中にアイソレーションコンデンサ凝縮水戻し隔離弁１１１ａ，１１１ｂを介装させたアイソレーションコンデンサ凝縮水戻し配管１１２とを備え、原子炉圧力容器２０の炉水が少なくなったときに供給するバックアップ機能を持たせている。

このような構成を備えるアイソレーションコンデンサ系１０６において、本実施形態は、アイソレーションコンデンサ蒸気供給配管１１０から分岐し、途中に格納容器入口弁１１３ａ，１１３ｂを介装して原子炉格納容器６６に接続させる格納容器蒸気供給配管１１４を備えた格納容器スプレー系１０７と、アイソレーションコンデンサ凝縮水戻し配管１１２から分岐し、途中に凝縮水戻し弁１１５ａ，１１５ｂを介装してサプレッションプール４９に接続させるサプレッションプール凝縮水供給配管１１６を備えたサプレッションプール凝縮水貯水系１１７とで構成したものである。

このように、本実施形態は、アイソレーションコンデンサ系１０６に格納容器スプレー系１０７およびサプレッションプール凝縮水貯水系１１７を組み合わせ、原子炉圧力容器２０の運転停止後、格納容器６６の除熱機能を強化する構成にしたので、格納容器６６をより早く冷却させることができ、停止時間をより一層短縮させて、より早い再起動に対処させることができる。

本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第１実施形態を示す概念図。図１のＡ−Ａ矢視方向切断断面図。建設当初の沸騰水型原子炉設備を示す概念図。図３のＢ−Ｂ矢視方向切断断面図。本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第２実施形態を示す概念図。図５のＣ−Ｃ矢視方向切断断面図。本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第３実施形態を示す平面図。図７に示した炉心の空間に数多くの燃料棒を装荷し、その外周側に使用済燃料を装荷したことを示す平面図。本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第４実施形態を示す概念図。本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第５実施形態を示す概念図。本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第６実施形態を示す概念図。本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第７実施形態を示す概念図。本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第８実施形態を示す概念図。本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第９実施形態を示す概念図。本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第１０実施形態を示す概念図。本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第１１実施形態を示す概念図。本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第１２実施形態を示す概念図。本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第１３実施形態を示す概念図。従来の沸騰水型原子炉設備を示す概念図。従来の改良された沸騰水型原子炉設備を示す概念図。

符号の説明

１…ダウンカマ、２…再循環配管、３…再循環ポンプ、４…原子炉圧力容器、５…ジェットポンプ、６…給水配管、７…気水分離器、８…炉心シュラウド、９…炉心、１０…炉心支持板、１１…上部格子板、１２…蒸気乾燥器、１３…原子炉再循環部、１４…給水スパージャ、１５…インターナルポンプ、２０…原子炉圧力容器、２１…炉心シュラウド、２２…ダウンカマ、２３…炉心、２４…炉水循環部、２５，２５ａ，２５ｂ，２５ｃ…インターナルポンプ、２６…炉心支持板、２７…上部格子板、２８…気水分離器、２９…蒸気乾燥器、３０…給水配管、３１…給水スパージャ、３２…ジェットポンプ、３３…再循環ポンプ、３４…再循環配管、３５，３５ａ，３５ｂ，３５ｃ，３５ｄ…炉水用チューブ、３６…燃料棒、３７…使用済燃料、３８…ベンチュリ管、３９…流量計、４０…加算流量計、４１…過渡事象緩和制御装置、４２…流量計測定装置、４３…流量計、４４…トランスミッタ、４５…フロースイッチ、４６…制御棒駆動水圧系、４７…インターナルポンプ駆動装置、４８…シャットダウン系、４９…サプレッションプール、５０…低圧注水系、５１ａ，５１ｂ…シャットダウン吸込隔離弁、５２…シャットダウン低圧注水切替弁、５３…シャットダウン吸込配管、５４…ポンプ、５５…熱交換器、５６…冷却水注水弁、５７…逆止弁、５８…シャットダウン低圧注水兼用管、５９…シャットダウン低圧注水兼用系、６０…サプレッションプール水吸込隔離弁、６１…低圧注水配管、６２…テスト弁、６３…テスト配管、６４…テスト系、６５…制御系、６６…原子炉格納容器、６７…格納容器スプレー系、６８…炉心低圧注水系、６９…ポンプ、７０…熱交換器、７１…格納容器スプレー弁、７２…格納容器スプレー配管、７３…炉心低圧注水配管、７４ａ，７４ｂ…弁、７５…テスト配管、７６…テスト系、７７…制御系、７８…炉水位計、７９…制御棒駆動機構、８０…制御棒駆動水圧制御ユニット、８１…復水貯蔵タンク、８２…制御棒駆動水圧配管、８３…制御棒駆動水圧系、８４…炉心高圧注水スプレー系、８５…復水ポンプ、８６…炉心高圧注水スプレー系、８７…炉心高圧注水スプレー配管、８８…原子炉隔離時冷却系、８９…冷却配管、９０…ポンプ、９１…冷却水注水弁、９２…ポンプ駆動用炉水水位計、９３…冷却水注水弁用炉水水位計、９４…原子炉冷却水供給系、９５…高圧冷却水タンク、９６…高圧気体供給系、９７…高圧冷却水供給配管、９８ａ，９８ｂ…高圧冷却水供給弁、９９…蒸気逃し弁、１００…高圧気体供給ボンベ、１０１…高圧気体供給配管、１０２…高圧気体供給止め弁、１０３…圧力調整弁、１０４…高圧気体逃し弁、１０５…水位検出計、１０６…アイソレーションコンデンサ系、１０７…格納容器スプレー系、１０８…アイソレーションコンデンサ、１０９ａ，１０９ｂ…アイソレーションコンデンサ蒸気供給隔離弁、１１０…アイソレーションコンデンサ蒸気供給配管、１１１ａ，１１１ｂ…アイソレーションコンデンサ凝縮水戻し隔離弁、１１２…アイソレーションコンデンサ起動水戻し配管、１１３ａ，１１３ｂ…格納容器入口弁、１１４…格納容器蒸気供給配管、１１５ａ，１１５ｂ…凝縮水戻し弁、１１６…サプレッションプール凝縮水供給配管、１１７…サプレッションプール凝縮水貯水系。

Claims

原子炉格納容器に収容された原子炉圧力容器内に燃料集合体を装荷した炉心を備え、この炉心から生成される熱で炉水を蒸気にする構成の沸騰水型原子炉設備において、前記原子炉圧力容器の更新時、前記炉水の循環を、外部循環構造方式から内部循環構造方式に変更させるインターナルポンプを前記原子炉圧力容器のダウンカマに設置する構成にし、
さらに、前記原子炉圧力容器の更新時、前記炉心を、炉心シュラウドを有さない炉心シュラウドレス構造にする一方、前記インターナルポンプに連設して炉水用チューブを備え、
前記原子炉圧力容器の更新時、前記原子炉圧力容器の給水配管に流量計測定装置を設け、給水が過流量のとき、前記インターナルポンプのインターナルポンプ駆動装置にトリップ指令またはランバック指令を与える一方、前記燃料棒を駆動する制御棒駆動水圧系にスクラム指令または選択制御棒挿入指令を与える過渡事象緩和制御装置を備え、
前記過渡事象緩和制御装置は、計測した給水流量信号に基づいて演算するトランスミッタと、このトランスミッタの演算信号が予め設定された設定値を超えたとき、インターナルポンプを駆動するインターナルポンプ駆動装置にトリップ指令またはランバック指令を与える一方、燃料棒を駆動する制御棒駆動水圧系にスクラム指令または選択制御棒挿入指令を与えるフロースイッチを備えたことを特徴とする沸騰水型原子炉設備。
原子炉格納容器に収容された原子炉圧力容器内に燃料集合体を装荷した炉心を備え、この炉心から生成される熱で炉水を蒸気にする構成の沸騰水型原子炉設備において、前記原子炉圧力容器の更新時、前記炉水の循環を、外部循環構造方式から内部循環構造方式に変更させるインターナルポンプを前記原子炉圧力容器のダウンカマに設置する構成にし、
さらに、前記原子炉圧力容器の更新時、前記炉心を、炉心シュラウドを有さない炉心シュラウドレス構造にする一方、前記インターナルポンプに連設して炉水用チューブを備え、
前記炉心シュラウドレス構造の炉心は、前記ダウンカマの空間部分に燃料集合体を装荷するとともに、前記炉心の最外周側に使用済燃料を装荷する構成にし、
前記炉水用チューブは、炉内を循環する炉水の流量を計測する流量計測定装置を備え、
前記流量計測定装置は、前記炉水用チューブ内に設けたベンチュリー管と、このベンチュリー管を流れる炉水の流量を計測する流量計と、前記炉水用チューブの数に対応して合計流量を計測する加算流量計とで構成したことを特徴とする沸騰水型原子炉設備。