JP4896527B2

JP4896527B2 - 原子力プラントの制御棒水圧供給システム

Info

Publication number: JP4896527B2
Application number: JP2006005002A
Authority: JP
Inventors: 宏紀河合; 滋横内; 正義松浦; 浩二安藤
Original assignee: Japan Atomic Power Co Ltd; Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Current assignee: Japan Atomic Power Co Ltd; Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Priority date: 2006-01-12
Filing date: 2006-01-12
Publication date: 2012-03-14
Anticipated expiration: 2026-01-12
Also published as: JP2007187518A

Description

本発明は自然循環型沸騰水型原子炉を有する原子力プラントに関する。

沸騰水型原子炉を有する原子力プラントは、制御棒駆動系と、原子炉冷却材浄化系（以下、ＣＵＷ系という）とを有している。

制御棒駆動系は制御棒駆動機構と制御棒駆動水圧系とから構成される。制御棒駆動機構は炉心を収容する圧力容器下部に設置され、制御棒を炉心に挿入又は引き抜きし、制御棒駆動水圧系は制御棒駆動機構を作動させる。制御棒駆動機構が電動駆動式の場合、制御棒駆動水圧系は、緊急停止（スクラム）時に制御棒を急速挿入するために使用する充填水を制御棒駆動機構に供給するラインと、制御棒駆動機構へのゴミの噛み込みを防ぐとともに冷却水として作用するパージ水を制御棒駆動機構に供給するラインとを有し、充填水とパージ水を制御棒駆動水ポンプによって供給する。また、制御棒駆動機構が水圧駆動式の場合、上記の充填水の供給ライン、パージ水の供給ラインに加え、制御棒を駆動して炉心の反応を制御する駆動水を制御棒駆機構に供給するラインを有している。

ＣＵＷ系は原子炉冷却剤の水質維持を主目的とし、原子炉圧力容器から取水した炉水を、ＣＵＷポンプを使用して循環させてろ過脱塩装置によって浄化する設備であり、プラント通常運手時・停止時における冷却剤中の腐食生成物・核分裂生成物・溶解性無機物質などの除去機能、及び原子炉起動時など給水制御設備が機能しないときの原子炉水位制御機能を有する。

一方、沸騰水型原子炉にはインターナルポンプを廃した自然循環型があり、特開平１０−２６８０７７号公報には、この自然循環型において、通常運転時にスクラム用の制御棒を炉心上方に保持し、スクラム時に制御棒を炉心上方から主に重力の作用によって炉心内に挿入する構成が提案されている。

この構成を採用した場合、スクラム時に制御棒を炉心下方から急速挿入するために備えられていた、スクラム用の充填水を供給するための強力な水圧制御ユニットが不要になり、制御棒駆動水圧系の簡略化が可能になる。また、自然循環型であるため、インターナルポンプへのパージ水の供給も不要となる。

特開平１０−２６８０７７号公報

以上のように従来の自然循環型原子炉を備えた原子力プラントでは、スクラム時の充填水を供給するための強力な水圧制御ユニットが不要になり、制御棒駆動水圧系を簡素化した制御棒水圧系を構成することが可能となる。しかし、原子力プラント全体の構成に関しては、制御棒水圧系と別にＣＵＷ系を備える構成であり、それ以上の簡素化は検討されていなかった。

原子力プラントでは信頼性の維持、向上の他に、建設コスト低減による競争力の向上も必要である。また、建設コスト低減のための原子力プラントの簡素化は、動的機器物量を低減させ、メンテナンス作業の軽減や廃棄物量低減にもつながってくる。この観点から、自然循環型原子炉を備えた原子力プラントにおいて、機器の一部を兼用するなどして建設コスト低減や動的器物量の削減を行うことができれば、好都合である。

本発明の目的は、自然循環型原子炉を備えた原子力プラントにおいて、制御棒水圧系及びＣＵＷ系の機能を維持しながら、動的機器を削減して原子力プラントの信頼性を向上するとともに、メンテナンス作業・廃棄物量を低減して原子力プラントの建設・維持コストの低減も行える原子力プラントの制御棒水圧供給システムを提供することである。

（１）本発明は、上記目的を達成するために、燃料を有する炉心と、前記炉心を収納する圧力容器と、前記炉心の反応を制御する制御棒と、前記圧力容器下部に設置され前記制御棒を前記炉心に挿入又は引き抜きする制御棒駆動機構とを備え、スクラム時に前記制御棒を重力落下にて前記炉心内へ挿入する自然循環型沸騰水型原子炉を有する原子力プラントの制御棒水圧供給システムにおいて、原子炉冷却材浄化系ポンプが設けられた原子炉冷却材浄化系と、前記制御棒駆動機構へパージ水を供給する第１水圧ラインが設けられた制御棒水圧系とを有し、前記制御棒水圧系は前記原子炉冷却材浄化系ポンプの下流側に接続されており、前記原子炉冷却材浄化系ポンプは、前記制御棒駆動機構の駆動時及び停止時に、前記制御棒駆動機構へのパージ水を前記第１水圧ラインに供給するものとする。

このように、制御棒水圧系をＣＵＷ系ポンプの下流側に接続することにより、制御棒駆動機構が機能するために必要なパージ水の供給をＣＵＷ系ポンプによって行うことが可能となり、制御棒水圧系及びＣＵＷ系の機能を維持することができる。また、ＣＵＷ系及び制御棒水圧系という２種類の系統における圧水の吐出をＣＵＷ系ポンプひとつで行うことにより動的機器を削減し、原子力プラントの信頼性を向上することができる。更に、動的機器物量が低減するので定期検査対象が減少し、メンテナンス作業が軽減できるとともに、機器交換などで発生する廃棄物量も減少し、原子力プラントの建設・維持コストを低減することができる。

（２）上記（１）において、好ましくは、前記制御棒駆動機構は電動により駆動する制御棒駆動機構であるものとする。

これにより、電動により駆動する制御棒駆動機構を有する原子力プラントにおいて、制御棒水圧系及びＣＵＷ系の機能を維持しながら、動的機器を削減して原子力プラントの信頼性を向上するとともに、メンテナンス作業・廃棄物量を低減して原子力プラントの建設・維持コストの低減もできる。

（３）上記（１）において、好ましくは、前記制御棒駆動機構は水圧により駆動する制御棒駆動機構であり、前記制御棒水圧系は更に前記制御棒駆動機構へ駆動水を供給する第２水圧ラインを有するものとする。

これにより、水圧により駆動する制御棒駆動機構を有する原子力プラントにおいても、制御棒水圧系及びＣＵＷ系の機能を維持しながら、動的機器を削減して原子力プラントの信頼性を向上するとともに、メンテナンス作業・廃棄物量を低減して原子力プラントの建設・維持コストの低減もできる。

本発明によれば、自然循環型沸騰水型原子力プラントにおいて、プラントを構成する機器物量が低減し、原子力プラントの建設・維持コストを低減することができる。

以下、本発明に係わる原子力プラントの実施の形態を図面を用いて説明する。

図１は本発明の第１の実施の形態に係わる自然循環型の沸騰水型原子炉を有する原子力プラントの制御棒水圧供給システムを示す概略図である。

図１において、原子力プラントは、自然循環型原子炉１と、制御棒水圧供給システム７０を備え、制御棒水圧供給システム７０は、原子炉冷却材浄化系１００と、制御棒水圧系２００を有している。

自然循環型原子炉１は、原子炉格納容器６０内に配置され、かつ、燃料を有する炉心（図示せず）を収納する原子炉圧力容器２を備えている。この原子炉圧力容器２の下部には、制御棒を炉心に挿入又は引き抜きする制御棒駆動機構１１が備えられている。この制御棒駆動機構１１は、電動駆動式であり、常駆動時にはモータ（図示せず）によって駆動され、制御棒を炉心内へ挿入又は引き抜きし、スクラム時には制御棒を重力落下にて炉心内へ挿入する構成となっている。また、この原子炉圧力容器２の底部には底部ドレン吸込ライン２９が、側壁には残留熱除去系吸込ライン２８及び給水系ライン３４が接続されており、頂部にあるヘッドスプレーノズル（図示せず）にはヘッドスプレーライン３５が接続されている。底部ドレン吸込ライン２８と底部ドレン吸込ライン２９は、再生熱交換器３の上流側で原子炉冷却材浄化系（以下、ＣＵＷ系という）１００に接続され、ＣＵＷ系１００に炉水を供給している。

ＣＵＷ系１００は、原子炉冷却材の加熱・冷却を行う再生熱交換器３、原子炉冷却材を冷却する非再生熱交換器４、原子炉冷却材浄化系ポンプ（以下、ＣＵＷ系ポンプという）５、昇圧ポンプ６、ろ過脱塩装置７を備えている。ＣＵＷ系１００は、まず原子炉圧力容器２に接続された残留熱除去系吸込ライン２８及び底部ドレン吸込ライン２９から原子炉冷却材として炉水を取水し、次に、この原子炉冷却材を、再生熱交換器３及び非再生熱交換器４によってろ過脱塩装置７に適した温度まで冷却した後、ＣＵＷ系ポンプ５で昇圧し、ろ過脱塩装置７で非溶解性及び溶解性の不純物を除去する。ＣＵＷ系の原子炉冷却材の出側は、再生熱交換器３を介して、原子炉圧力容器２に接続された給水系ライン３４及びヘッドスプレーライン３５に接続されており、浄化された原子炉冷却材は、通常時は再生熱交換器３で加熱された後、給水系ライン３４によって原子炉圧力容器２内へ還元される。また、ＣＵＷ系１００は、ＣＵＷ系ポンプ５の下流側に分岐点３０を有し、この分岐点３０に（つまりＣＵＷポンプ５の下流側に）水圧ライン３６を介して制御棒水圧系２００が接続されており、浄化した原子炉冷却材を制御棒水圧系２００にも供給している。

制御棒水圧系２００は、水圧ライン３６に備えられた流量計４０と、この流量計４０によって流量を調節する流量調節弁９と、流量調節弁９の下流側に接続されたパージ水供給ライン１６と、パージ水供給ライン１６の下流側に接続された水圧制御ユニット（ＨＣＵ）４００と、水圧ライン４１ａ及び水圧ライン４２ａとを備え、水圧制御ユニット４００は、水圧ライン４１ａ及び水圧ライン４２ａを介して制御棒駆動機構１１に接続され、制御棒駆動機構１１にパージ水を供給している。図中、簡略化のため制御棒駆動機構は２台のみ記載しているが、制御棒駆動機構はそれ以外にも複数あり、パージ水供給ライン１６はそれぞれの水圧制御ユニットを介して、他の制御棒駆動機構にも接続され、それぞれにパージ水を供給している（他図も同様）。このパージ水は制御棒駆動機構１１を熱から守る冷却水及び炉底部への異物混入を防止する目的として作用する。また、水圧ライン３６は、分岐点３０の下流側に分岐点３１を有し、この分岐点３１に水圧ライン８ａが接続されている。水圧ライン８ａはＣＵＷポンプ５にパージ水を供給するものであり、この水圧ライン８ａに設けられた昇圧ポンプ６は、ＣＵＷポンプ５へのパージ水の供給圧力が不足する場合にこのパージ水を昇圧して、所定の圧力を確保する。

次に、従来の制御棒駆動水圧系およびＣＵＷ系の説明をしつつ、本実施の形態の効果について説明する。

まず、図２及び図３を用いて、従来の改良型の沸騰水型原子炉を有する原子力プラントにおける制御棒駆動水圧系およびＣＵＷ系について説明する。

図２は、制御棒駆動水圧系の系統概略図である。図中、図１と同じ部分には同じ符号を付している。

図２において、原子炉８０はインターナルポンプ（図示せず）を有する改良型の沸騰水型原子炉であり、インターナルポンプによって炉内の冷却水を循環させている。原子炉８０の下部には電動駆動の制御棒駆動機構１１Ａが設けられている。また、この制御棒駆動機構１１Ａに対して制御棒駆動水圧系２１０が設けられている。

制御棒駆動水圧系２１０は、スクラム用の充填水および冷却用のパージ水として制御棒駆動機構１１に復水を供給するものであり、制御棒駆動水加熱器１８、サクションフィルタ１９、充填水及びパージ水を昇圧する制御棒駆動水ポンプ２０、駆動水フィルタ２１、流量調節弁９、水圧制御ユニット４１０、各水圧制御ユニットへの充填水供給ライン２６及びパージ水供給ライン１６、水圧ライン８ｂを有している。充填水供給ライン２６及びパージ水供給ライン１６は水圧制御ユニット４１０を介して電動駆動式の制御棒駆動機構１１Ａに接続されている。

水圧制御ユニット４１０は、アキュムレータ２２、スクラム電磁弁２３、スクラム入口弁２４を備え、通常運転時には、スクラム入口弁２４は閉じられ、制御棒駆動機構１１Ａにパージ水を供給し、スクラム時には、スクラム電磁弁２３によりスクラム入口弁２４を開放して、アキュムレータ２２によって加圧された充填水を制御棒駆動機構１１Ａに供給して制御棒５０を急速挿入する。

以上のように構成した制御棒駆動水圧系２１０において、水圧制御ユニット４１０のアキュムレータ２２、スクラム電磁弁２３、スクラム入口弁２３等の機器は、スクラム時に制御棒を炉心下方から重力に抗して強力な力で炉心内に挿入するための高圧充填水を供給するための必須の構成である。また、制御棒駆動水ポンプ２０も、水圧制御ユニット４１０に供給される充填水を昇圧するものであり、スクラム時に制御棒を駆動するための高圧充填水を供給するための必須の構成である。このため、原子力プラントの構成の簡素化を行うことは困難であった。

図３は、ＣＵＷ系の系統概略図である。図中、既出の図と同じ部分には同じ符号を付している。

図３において、原子炉８０は、図２同様、改良型の沸騰水型原子炉であり、ＣＵＷ系１１０は、ＣＵＷ系ポンプ５の下流に分岐点３０を有しておらず、原子炉圧力容器２から取水した原子炉冷却材をろ過脱塩装置７によって浄化した後、再生熱交換器３を介して炉心に還元するだけの構成となっている。

このように、改良型の沸騰水型原子炉を有する原子力プラントにおいては、制御棒駆動水圧系２１０とは別にＣＵＷ系１１０を備える構成となっている。

次に、従来の自然循環型の沸騰水型原子炉を有する原子力プラントおける制御棒駆動水圧系について説明する。

特開平１０−２６８０７７号公報には、インターナルポンプを廃した自然循環型の沸騰水型原子炉において、スクラム用の制御棒を炉心上方に保持し、スクラム時には制御棒を重力落下によって挿入する技術が記載されている。この原子力プラントでは、この構成によって改良型の沸騰水型原子炉の制御棒駆動水圧系ではスクラム時に制御棒を急速挿入するために必須の構成だった水圧制御ユニット内のアキュムレータ、スクラム電磁弁、スクラム入口弁等の機器を廃して、制御棒駆動水圧系を簡素化することができる。ただし、この場合でも、改良型の沸騰水型原子炉を有するプラントと同様、制御棒水圧系とは別にＣＵＷ系を備える必要がある。

このように自然循環型の沸騰水型原子炉を備えた原子力プラントでは、制御棒駆動水圧系２１０からスクラム時に必要な高圧充填水を供給するための機器を廃し、制御棒駆動水圧系を簡素化することができるが、それ以上の簡素化は検討されていなかった。

このような従来技術に対し、本発明は自然循環型の沸騰水型原子炉を備えた原子力プラントにおいて制御棒水圧供給システムの更なる簡素化を図るものである。この目的のために本発明は次の点に着目した。

スクラム時に制御棒を重力落下にて挿入可能な自然循環型の沸騰水型原子炉では、重力に抗して制御棒５０を炉心に挿入させる強力な水圧制御ユニットが不要なため、制御棒５０の急速挿入に必要な高圧水を供給するための制御棒駆動水ポンプ２０は制御棒水圧供給システムに不要になる。また、ＣＵＷ系ポンプ５の吐出圧力は通常運転時の原子炉の炉圧よりも高い圧力であるため、パージ水を供給するには十分な圧力を確保することができる。さらに、ＣＵＷ系を使うことにより、ろ過脱塩装置７によって浄化された清浄な炉水を制御棒駆動機構１１に供給することが可能になるため、ゴミの噛み込み等による機器故障のリスクを減少させることができる。また、原子炉停止時もＣＵＷ系ポンプ５を駆動し続けているため、原子炉停止時でもパージ水を供給し続けることが可能である。また、ＣＵＷ系と制御棒水圧系は共に炉水を循環させて機能する系であり、両者を接続しても炉水量のバランスを崩すことなく原子力プラントを構成することができる。

本実施の形態は、上記知見に基づき、ＣＵＷ系１００のＣＵＷポンプ５の下流に分岐点３０を設け、この分岐点３０にパージ水供給ライン１６を有する制御棒水圧系２００を接続し、ＣＵＷ系ポンプ５をパージ水供給用のポンプとして兼用し、かつＣＵＷ系１００のろ過脱塩装置７によって浄化された炉水をパージ水として供給するものである。

以上のように構成した本実施の形態によれば、原子力プラントから制御棒水圧系における専用の制御棒駆動水ポンプ２０やサクションフィルタ１９等を廃することが可能になり、原子力プラントの簡素化と小型化を実現することが可能になる。これにより、原子力プラントの信頼性を維持しながら、原子力プラントの建設・維持コストの低減が可能になる。

また、制御棒駆動水ポンプ２０等の動的機器物量を原子力プラントから低減したことにより、定期検査対象が減少し、メンテナンス作業の軽減が可能である。さらに、同様に、機器交換などで発生する廃棄物量も減少するので、原子力プラントの維持コストをさらに軽減することができる。

また、ＣＵＷ系１００に制御棒水圧系２００を接続したことにより、ろ過脱塩装置７によって浄化された清浄な炉水をパージ水として制御棒駆動機構１１に供給することが可能になり、ゴミの噛み込み等による機器の故障のリスクを減少させることもできる。しかも、原子炉停止時もＣＵＷ系ポンプ５は駆動し続けているので、原子炉停止時でも制御棒駆動機構１１にパージ水を供給することができ、さらに確実に機器の故障のリスクを低減することができ、原子力プラントの維持コストの低減をすることが可能である。

次に、本発明の第２の実施の形態について、図４を用いて説明する。

図４は本発明の第２の実施の形態に係わる自然循環型沸騰水型原子炉を有する原子力プラントの制御棒水圧供給システムを示す概略図である。図中、既出の図と同じ部分には同じ符号を付している。

図４において、原子力プラントは、自然循環型原子炉１Ａと、制御棒水圧供給システム７０Ａを備え、制御棒水圧供給システム７０Ａは、原子炉冷却材浄化系１００と、制御棒水圧系３００を有している。

自然循環型原子炉１Ａは、第１の実施の形態同様に原子炉圧力容器２を備え、原子炉圧力容器２の下部に制御棒駆動機構１２を備えている。制御棒駆動機構１２は、水圧駆動式であり、常駆動時には制御棒水圧系３００から供給される駆動水によって駆動され、スクラム時には第１の実施の形態同様、重力落下により制御棒を緊急挿入する構成となっている。

ＣＵＷ系１００は、第１の実施の形態と同様に、ＣＵＷ系ポンプ５の下流側に分岐点３０を有し、この分岐点３０に（つまりＣＵＷポンプ５の下流側に）水圧ライン３６を介して制御棒水圧系３００が接続されており、浄化した原子炉冷却材を制御棒水圧系３００にも供給している。

制御棒水圧系３００は、水圧ライン３６に備えられた流量計４０と、この流量計４０によって駆動水の流量を調節する流量調節弁９と、流量調節弁９の下流側に接続されている水圧ライン３８と、水圧ライン３８の下流側に接続されているパージ水の圧力を調節する駆動水圧力調整弁１３及び駆動水の圧力を確保する流量安定化弁１４と、駆動水圧力調整弁１３及び流量安定化弁１４の下流側に接続されている水圧ライン３９と、水圧ライン３８に設けられた分岐点３２に接続されている駆動水供給ライン１０と、水圧ライン３９に設けられた分岐点３３に接続されているパージ水供給ライン１６と、駆動水供給ライン１０及びパージ水供給ライン１６の下流側に接続された水圧制御ユニット４００Ａと、水圧ライン４１ｂ及び水圧ライン４２ｂとを備えている。水圧制御ユニット４００Ａは、水圧ライン４１ｂ及び水圧ライン４２ｂを介して制御棒駆動機構１２に接続され、制御棒駆動機構１２に駆動水とパージ水を供給している。水圧制御ユニット４００Ａは、常駆動切換弁１５ａ〜ｄを有しており、これら常駆動切換弁１５ａ〜ｄは、制御棒駆動機構１２に供給される駆動水の方向を切り換えて、制御棒５０の駆動方向を制御する。また、水圧ライン３６は、第１の実施の形態同様、分岐点３１を有し、この分岐点３１においてＣＵＷポンプ５にパージ水を供給する水圧ライン８ａが接続されている。水圧ライン８ａには昇圧ポンプ６が設けられている。

ＣＵＷ系ポンプ５によって昇圧されて、ＣＵＷ系１００から制御棒水圧系３００に供給された原子炉冷却材は、流量計４０によって流量を測定され、流量調節弁９で適切な流量にされた後、一部は水圧ライン３８の分岐点３２で分岐して駆動水供給ライン１０によって水圧制御ユニット４００Ａに駆動水として供給される。水圧制御ユニット４００Ａに供給された駆動水は常駆動切換弁１５ａ〜ｄによって適宜方向を切り換えられ制御棒を駆動する。例えば、水圧ライン４２ｂ側に給水する場合は、常駆動切換弁１５ａ及び１５ｄを開、常駆動切換弁１５ｂ及び１５ｃを閉にし、反対に水圧ライン４１ｂ側に給水する場合には、常駆動切換弁１５ｂ及び１５ｃを開、常駆動切換弁１５ａ及び１５ｄを閉にする。

一方、分岐点３２を経由した原子炉冷却材は、圧力調節弁１３で適切な圧力に減圧された後、パージ水供給ライン１６によって水圧制御ユニット４００Ａに供給され、制御棒駆動機構１２にパージ水として供給される。流量安定化弁１４は、常駆動時における常駆動切換弁１５ａ〜ｄの開閉により発生する駆動圧の低下を、弁を開閉することによってパージ水の一部を駆動水として振り分けることで防止し、駆動圧を確保するために機能している。

次に、従来の制御棒駆動水圧系を説明しつつ、本実施の形態の効果について説明する。

まず、図５を用いて、従来の改良型の沸騰水型原子炉を有する原子力プラントにおける制御棒駆動水圧系について説明する。

図５は、従来の制御棒駆動水圧系の系統概略図である。図中、既出の図と同じ部分には同じ符号を付している。

図５において、原子炉８０Ａは改良型の沸騰水型原子炉であり、原子炉８０Ａの下部には水圧駆動の制御棒駆動機構１２Ａが設けられている。また、この制御棒駆動機構１２Ａに対して制御棒駆動水圧系３１０が設けられている。

制御棒駆動水圧系３１０は、図２で示した制御棒駆動水圧系２１０と異なる構成として、駆動水供給ライン１０と、圧力調節弁１３と、流量安定弁１４と、冷却水供給ライン３７と、上記水圧制御ユニット４２０とを有する。水圧制御ユニット４２０は、図２で示した水圧制御ユニット４１０の構成に加え、常駆動切換弁１５ａ〜ｄと、スクラム出口弁２５とを有している。

制御棒駆動水圧系３１０は、スクラム時には、水圧制御ユニット４２０内のスクラム電磁弁２３によってスクラム入口弁２４とスクラム出口弁２５を開き、アキュムレータ２２により加圧された充填水を水圧制御ユニット４２０を介して制御棒駆動機構１２Ａに供給して、制御棒５０を炉心内に急速挿入する。常駆動時には、第２の実施の形態同様、駆動水供給ライン１０によって供給される駆動水を常駆動切換弁１５ａ〜ｄを適宜開閉して、水圧制御ユニット４２０を介して制御棒駆動機構１２Ａに供給し、制御棒５０の駆動を行う。また、制御棒駆動水圧系３１０は、冷却水供給ライン３７によって、制御棒駆動機構１２Ａに冷却水を供給し、制御棒駆動機構１２Ａの冷却を行っている。

自然循環型の沸騰水型原子炉を備えた原子力プラントでは、水圧駆動式の制御棒駆動機構１２を備える場合でも、制御棒駆動水圧系３１０からスクラム時に必要な高圧充填水を供給するための機器を廃し、制御棒駆動水圧系を簡素化することができるが、電動駆動式の制御棒駆動機構を備えた原子炉の場合と同様、それ以上の簡素化は検討されていなかった。

本実施の形態においては、第１の実施の形態と同様、ＣＵＷ系１００のＣＵＷポンプ５の下流に分岐点３０を設け、この分岐点３０にパージ水供給ライン１６及び駆動水供給ライン１０を有する制御棒水圧系３００を接続し、ＣＵＷ系ポンプ５をパージ水及び駆動水供給用のポンプとして兼用し、かつＣＵＷ系１００のろ過脱塩装置７によって浄化された炉水をパージ水及び駆動水として供給するものである。

これにより、本実施の形態においても、原子力プラントの簡素化と小型化を実現することが可能になり、第１の実施の形態同様の効果を得ることができる。

本発明の第１の実施の形態に係わる自然循環型沸騰水型原子炉を有する原子力プラントの制御棒水圧供給システムを示す概略図である。改良型沸騰水型の原子炉を有する原子力プラントにおける、制御棒駆動水圧系の系統概略図である。改良型沸騰水型の原子炉を有する原子力プラントにおける、ＣＵＷ系の系統概略図である。本発明の第２の実施の形態に係わる自然循環型沸騰水型原子炉を有する原子力プラントの制御棒水圧供給システムを示す概略図である。沸騰水型の原子炉を有する原子力プラントにおける、制御棒駆動水圧系の系統概略図である。

符号の説明

１自然循環型原子炉
１Ａ自然循環型原子炉
２原子炉圧力容器
５原子炉冷却材浄化ポンプ
１０駆動水供給ライン
１１制御棒駆動機構（電動駆動式）
１２制御棒駆動機構（水圧駆動式）
１６パージ水供給ライン
２６充填水供給ライン
３０分岐点
５０制御棒
６０原子炉格納容器
７０制御棒水圧供給システム
７０Ａ制御棒水圧供給システム
１００原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ系）
２００制御棒水圧系
３００制御棒水圧系

Claims

燃料を有する炉心と、前記炉心を収納する圧力容器と、前記炉心の反応を制御する制御棒と、前記圧力容器下部に設置され前記制御棒を前記炉心に挿入又は引き抜きする制御棒駆動機構とを備え、スクラム時に前記制御棒を重力落下にて前記炉心内へ挿入する自然循環型沸騰水型原子炉を有する原子力プラントの制御棒水圧供給システムにおいて、
原子炉冷却材浄化系ポンプが設けられた原子炉冷却材浄化系と、
前記制御棒駆動機構へパージ水を供給する第１水圧ラインが設けられた制御棒水圧系とを有し、
前記制御棒水圧系は前記原子炉冷却材浄化系ポンプの下流側に接続されており、
前記原子炉冷却材浄化系ポンプは、前記制御棒駆動機構の駆動時及び停止時に、前記制御棒駆動機構へのパージ水を前記第１水圧ラインに供給することを特徴とする原子力プラントの制御棒水圧供給システム。
請求項１記載の原子力プラントの制御棒水圧供給システムにおいて、
前記制御棒駆動機構は電動により駆動する制御棒駆動機構であることを特徴とする原子力プラントの制御棒水圧供給システム。
請求項１記載の原子力プラントの制御棒水圧供給システムにおいて、
前記制御棒駆動機構は水圧により駆動する制御棒駆動機構であり、
前記制御棒水圧系は更に前記制御棒駆動機構へ駆動水を供給する第２水圧ラインを有することを特徴とする原子力プラントの制御棒水圧供給システム。