JP4916497B2

JP4916497B2 - 沸騰水型原子力プラントの設備点検方法

Info

Publication number: JP4916497B2
Application number: JP2008269818A
Authority: JP
Inventors: 信二佐久間
Original assignee: Chugoku Electric Power Co Inc
Current assignee: Chugoku Electric Power Co Inc
Priority date: 2008-10-20
Filing date: 2008-10-20
Publication date: 2012-04-11
Anticipated expiration: 2028-10-20
Also published as: JP2010096710A

Description

本発明は、沸騰水型原子力プラントの設備点検方法に関し、さらに詳しくは、既存の設備を変更することなく燃料プール内の崩壊熱を規定温度以下に冷却する設備点検方法に関するものである。

近年、電力需要の増大と化石燃料の枯渇或いは温暖化等の問題から、原子力による発電の割合が増加している。それに伴って、原子力発電の安全性を確保するために定期的な点検が欠かせないものとなっている。この定期点検時に炉内構造物を点検するために、炉内の全燃料を使用済み燃料プールに収容して冷却する必要がある。このとき、燃料プール冷却系単独での冷却では、収容した燃料の崩壊熱を除去する能力が不足するために、残留熱除去（ＲＨＲ）系を並行して運転するのが通例となっている。また、残留熱除去系は信頼性を確保するために２系統設けられているが、原子力プラントによっては２系統のうちの１系統しか燃料プールへ冷却水を戻す並行ラインが設置されていないものもある。
従来技術として特許文献１には、使用済燃料プール浄化冷却設備のろ過脱塩装置及び残留熱除去設備のポンプ、熱交換器他を利用した使用済燃料プールの冷却及び浄化が出来る設備を提供し、プラント定期検査時の効率的な運用を可能とする残留熱除去系設備について開示されている。
特開平９−９００８３号公報

しかしながら、並行ラインが１系統の原子力プラントの場合、その系統に接続されている弁や計器類を点検する場合に、その並行ラインを停止する必要があるため、燃料プールにより全燃料を一括して冷却することができない。その結果、系統に係る設備の点検が終了した後に炉内構造物の点検を行なわざるを得ず、点検工程が長期化してその間のエネルギ代替コストが莫大になるといった問題がある。
また特許文献１の従来技術は、残留熱除去設備から使用済み燃料プール浄化冷却設備に対して連絡ラインを新たに設ける必要があるため、既存の設備を改造するための時間と費用が新たに必要となる。
本発明は、かかる課題に鑑みてなされたものであり、残留熱除去（ＲＨＲ）系と炉内構造物点検を並行して実施するために、２系統存在する既存の残留熱除去系の並行ラインが設けられていない系統を使用して、原子炉内のジェットポンプにより冷却水を循環させる経路の一部を介して冷却水を注入することにより、既存設備に手を加えることなく、点検期間の短縮と代替エネルギコストの低減を図った設備点検方法を提供することを目的とする。

本発明はかかる課題を解決するために、請求項１は、沸騰水型原子力プラントの設備点検方法であって、前記沸騰水型原子力プラントは、原子炉内の使用済み燃料を収容して冷却媒体を用いて冷却する燃料プールと、該燃料プール内の冷却媒体を循環させて冷却及び浄化させる燃料プール冷却浄化経路と、該燃料プール冷却浄化経路を循環する冷却媒体を取り出して冷却し別経路により前記燃料プールに戻す残留熱除去経路と、を備え、前記残留熱除去経路が前記別経路により前記冷却媒体を前記燃料プールに戻す第１の系統と該第１の系統に接続する第２の系統とを有している場合、前記第１の系統に接続される設備の点検と炉内構造物点検を並行して実施する際は、前記第１の系統を停止すると共に、前記原子炉内の全燃料を前記燃料プールに収容した後に、炉心内のジェットポンプにより冷却媒体を循環させる経路の一部を介して前記第２の系統より前記冷却媒体を注入するようにしたことを特徴とする。

原子力プラントは、炉内構造物を定期的に点検する時に原子炉内の使用済燃料を取り出して燃料プールに収容して冷却させる必要がある。そのとき、燃料プール内の冷却媒体（冷却水）は燃料プール冷却浄化経路を介して外部の熱交換器により冷却して循環している。しかし、燃料プールに収容する使用済燃料の量により崩壊熱の熱量が異なるため、例えば、全使用済燃料を一括して冷却する場合は、燃料プール冷却浄化経路だけでは冷却能力が不足する虞がある。そこで、燃料プール冷却浄化経路を循環する冷却水を取り出して、残留熱を冷却する残留熱除去経路を別に設け、これにより残留熱を冷却して別経路で燃料プールに戻している。しかし、炉内構造物の点検以外に、残留熱除去経路に接続された設備（弁や計器）を点検することが必要な場合もある。そのときは、点検する残留熱除去経路を停止しなければならないため、残留熱除去経路に係る設備の点検が終了した後に炉内構造物の点検を行なわざるを得ない。その結果、点検期間が長期化し、それにより代替エネルギのコストが増大するといった問題が発生する。そこで本発明では、残留熱除去経路に接続される設備の点検と炉内構造物点検を並行して実施するために、第１の系統を停止すると共に、原子炉内の全燃料を燃料プールに収容した後に、炉心内のジェットポンプにより冷却媒体を循環させる経路の一部を介して第２の系統より冷却媒体を注入するようにする。これにより、既存設備に手を加えることなく、残留熱除去経路の点検と炉内構造物点検を並行して実施することができる。また、この結果、点検期間を短縮することができ、代替エネルギによるコストを低減することができる。

請求項２は、前記炉内構造物点検を実施する際は、前記炉内の全燃料を前記燃料プールに収容した後に、前記燃料プール冷却浄化経路及び前記残留熱除去経路から並行して前記冷却媒体を前記燃料プールに戻すことを特徴とする。
炉内構造物点検のみを行う場合は、残留熱除去経路からの冷却水を燃料プールに戻すことができる。従って、全使用済燃料を燃料プールに収容してもそれらを冷却する能力がある。これにより、点検期間を短縮することができ、代替エネルギによるコストを削減することができる。

本発明によれば、残留熱除去経路に接続される設備の点検と炉内構造物点検を並行して実施する際は、第１の系統を停止すると共に、原子炉内の全燃料を燃料プールに収容した後に、炉心内のジェットポンプにより冷却媒体を循環させる経路の一部を介して第２の系統より冷却媒体を注入するようにするので、既存設備に手を加えることなく、残留熱除去経路の点検と炉内構造物点検を並行して実施することができる。また、点検期間を短縮することができ、代替エネルギによるコストを低減することができる。

以下、本発明を図に示した実施形態を用いて詳細に説明する。但し、この実施形態に記載される構成要素、種類、組み合わせ、形状、その相対配置などは特定的な記載がない限り、この発明の範囲をそれのみに限定する主旨ではなく単なる説明例に過ぎない。
図１は本発明の原子力プラントの構成を模式化した図である。この原子力プラント１００は、原子炉９内の使用済燃料８を収容して冷却水（冷却媒体）１ａを用いて冷却する燃料プール１と、燃料プール１内の冷却水１ａを循環させて冷却及び浄化させる燃料プール冷却浄化経路（以下、ＦＰＣ系と呼ぶ）３０と、ＦＰＣ系３０を循環する冷却水を接続点ａから取り出して冷却し、別経路２１により燃料プール１に戻す残留熱除去経路（以下、ＲＨＲ系と呼ぶ）４０と、定常運転時に原子炉９内の冷却水をジエットポンプにより循環させる子炉再循環系（以下、ＰＬＲ系と呼ぶ）５０と、を備えて構成されている。尚、ＦＰＣ系３０は、燃料プール１からオーバフローした冷却水１ａを貯留するスキマサージタンク２と、経路６を介して循環する冷却水を昇圧するポンプ３と、ポンプ３により昇圧された冷却水の熱を熱交換する熱交換器（以下、ＲＣＷと呼ぶ）４と、冷却水に含まれる不純物を濾過する浄化装置５とを有している。

また、ＲＨＲ系４０は、接続点ａから取り出した冷却水を経路２５を介して接続点ｂにより経路２１（以下、Ｉ系と呼ぶ）と経路２０（以下、ＩＩ系と呼ぶ）と一方のＰＬＲ系とに分岐する。Ｉ系には、弁２３と、ポンプ１６と、ＲＣＷ１７とを有し、経路２１により燃料プール１に冷却水を戻す構成となっている。また、ＩＩ系は、弁２４と、ＲＣＷ１３と、弁１４を介して接続点ｃに接続され、他方のＰＬＲ系に弁１２を介して接続されている。また、ＰＬＲ系５０は、ポンプ１８と弁１９を有する第１のＰＬＲ系と、ポンプ１１と弁１０を有する第２のＰＬＲ系により構成されている。また、経路２１には、ＲＨＲ系４０に注水するＲＨＲ系注水弁２２が接続されている。

次に炉内構造物点検のみを行う場合の動作について説明する。まず、原子炉９内の全ての使用済燃料８を燃料プール１内に収容する。燃料プール１内は使用済燃料８の崩壊熱により冷却水１ａの温度が上昇するので、ポンプ３を駆動してＦＰＣ系により経路６に循環する冷却水の温度をＲＣＷ４により冷却する。それと同時に、ポンプ１６を駆動して経路２５の冷却水の残留熱をＲＣＷ１７により冷却して経路２１を介して燃料プール１に戻す。これにより、燃料プール１内の冷却水はＦＰＣ系３０とＲＨＲ系４０の２つの系統により並行して冷却されるので、燃料プール１内の温度が所定の温度を超えることがない。このとき、弁２３のみが開放され、他の弁は全て閉塞状態とする。
即ち、炉内構造物点検のみを行う場合は、ＲＨＲ系４０からの冷却水を燃料プール１に戻すことができる。従って、全ての使用済燃料を燃料プール１に収容してもそれらを冷却する能力がある。これにより、点検期間を短縮することができ、代替エネルギによるコストを低減することができる。

図２は炉内構造物点検とＲＨＲ系に接続された設備の点検を並行して実施する場合で、ＦＰＣ系のみで冷却する際の動作を説明する図である。同じ構成要素には図１と同じ参照番号を付して説明する。
ＲＨＲ系４０に接続される設備（例えば、ＲＨＲ系注水弁２２）の点検と炉内構造物点検を並行して実施する際は、原子炉９内の使用済燃料８を一括して冷却することができない。即ち、この場合は、全ての弁を閉塞状態にして経路２１から燃料プール１に冷却水が供給されなくなるので、ＦＰＣ系３０のみで燃料プールの冷却水を所定の温度以下に冷却しなければならない。その結果、原子炉９内の使用済燃料８を一括して取り出すことができず、複数回に分けて取り出して点検しなければならないので、点検期間が長期化するといった問題がある。更に、発電所の場合、原子炉が停止中は、それに替わる火力発電機、或いは水力発電機により電力を安定的に供給しなければならないといった公共的な責任がある。点検期間が長期化するほど、これらの代替エネルギに要する費用が莫大なものとなる。これらのことを考慮して最近の原子力プラントでは、経路２１と同じ経路をＩＩ系にも設けて、ＩＩ系側から冷却水を供給するプラントも存在する。しかし、既存の設備にこのような経路を増設するためにはコストが嵩み、工事期間中プラントを停止せざるを得ないといった事態も発生する。

図３は炉内構造物点検とＲＨＲ系に接続された設備の点検を並行して実施する場合の本発明に係る動作を説明する図である。同じ構成要素には図１と同じ参照番号を付して説明する。
Ｉ系に接続されるＲＨＲ系注水弁２２の点検と炉内構造物点検を並行して実施する際は、弁２３を閉塞して経路２１に冷却水が流れないようにする必要がある。しかし、このままでは燃料プール１の冷却能力が不足するので、本発明では、ＩＩ系の弁２４、弁１２を開放し、経路２５からの冷却水をポンプ１５により昇圧してＲＣＷ１３により冷却し、その冷却水を弁１２を介して経路２６を使用して原子炉９内のジエットポンプ２７により原子炉９内に注入する。これにより、原子炉９内には冷却水が破線２８のような流れが生じ、結果的に燃料プール１内に流れを発生させて循環するようになる。即ち、接続点ａからの冷却水の経路は、経路２５−接続点ｂ−弁２４−ポンプ１５−ＲＣＷ１３−弁１２−経路２６−ジェットポンプ２７−流路２８−燃料プール１−スキマサージタンク２−経路６−接続点ａとなる。尚、このときは他の弁は全て閉塞状態とする。
即ち、ＲＨＲ系４０が別経路２１により冷却水を燃料プール１に戻すＩ系と、Ｉ系に接続するＩＩ系とを有している場合、Ｉ系に接続されるＲＨＲ系注水弁２２の点検と炉内構造物点検を並行して実施する際は、Ｉ系を停止すると共に、原子炉内の全燃料を燃料プール１に収容した後に、炉心内のジェットポンプ２７により冷却水を循環させる経路２６の一部を介してＩＩ系より冷却水を注入するようにする。

原子力プラント１００には、定期的な点検時に原子炉９内の使用済燃料８を取り出して燃料プール１に収容して冷却させる必要がある。そのとき、燃料プール１内の冷却水１ａはＦＰＣ系３０を介してＲＣＷ４により冷却して循環している。しかし、燃料プール１に収容する使用済燃料８の量により崩壊熱の熱量が異なるため、例えば、全使用済燃料を一括して冷却する場合は、ＦＰＣ系３０だけでは冷却能力が不足する虞がある。そこで、ＦＰＣ系３０を循環する冷却水を取り出して、残留熱を冷却するＲＨＲ系４０を別に設けて残留熱を冷却して別経路２１で燃料プール１に戻している。しかし、原子炉９内の点検以外に、ＲＨＲ系４０に接続されたＲＨＲ系注水弁２２を点検する場合も発生する。そのときは、点検するＲＨＲ系４０を停止しなければならないため、ＲＨＲ系注水弁２２の点検が終了した後に炉内構造物の点検を行なわざるを得ない。その結果、点検期間が長期化し、それにより代替エネルギのコストが増大するといった問題が発生する。そこで本実施形態では、ＲＨＲ系４０に接続されるＲＨＲ系注水弁２２の点検と炉内構造物点検を並行して実施する際は、Ｉ系を停止すると共に、原子炉９内の全燃料を燃料プール１に収容した後に、炉心内のジェットポンプ２７により冷却水を循環させる経路２６の一部を介してＩＩ系より冷却水を注入するようにする。これにより、既存設備に手を加えることなく、ＲＨＲ系の点検と炉内構造物点検を並行して実施することができる。また、この結果、点検期間を短縮することができ、代替エネルギによるコストを低減することができる。

本発明の原子力プラントの構成を模式化した図である。炉内構造物点検とＲＨＲ系に接続された設備の点検を並行して実施する場合で、ＦＰＣ系のみで冷却する際の動作を説明する図である。炉内構造物点検とＲＨＲ系に接続された設備の点検を並行して実施する場合の本発明に係る動作を説明する図である。

符号の説明

１燃料プール、２スキマサージタンク、３、１１、１５、１６、１８ポンプ、４、１３、１７ＲＣＷ、５浄化装置、６、７、２１、２５、２６経路、８使用済燃料、９原子炉、１０、１２、１４、１９、２３、２４弁、２２ＲＨＲ系注水弁、２７ジェットポンプ、２８流路、３０ＦＰＣ系、４０ＲＨＲ系、５０ＰＬＲ系、１００原子力プラント

Claims

沸騰水型原子力プラントの設備点検方法であって、
前記沸騰水型原子力プラントは、原子炉内の使用済み燃料を収容して冷却媒体を用いて冷却する燃料プールと、該燃料プール内の冷却媒体を循環させて冷却及び浄化させる燃料プール冷却浄化経路と、該燃料プール冷却浄化経路を循環する冷却媒体を取り出して冷却し別経路により前記燃料プールに戻す残留熱除去経路と、を備え、
前記残留熱除去経路が前記別経路により前記冷却媒体を前記燃料プールに戻す第１の系統と該第１の系統に接続する第２の系統とを有している場合、前記第１の系統に接続される設備の点検と炉内構造物点検を並行して実施する際は、前記第１の系統を停止すると共に、前記原子炉内の全燃料を前記燃料プールに収容した後に、炉心内のジェットポンプにより冷却媒体を循環させる経路の一部を介して前記第２の系統より前記冷却媒体を注入するようにしたことを特徴とする沸騰水型原子力プラントの設備点検方法。
前記炉内構造物点検を実施する際は、前記炉内の全燃料を前記燃料プールに収容した後に、前記燃料プール冷却浄化経路及び前記残留熱除去経路から並行して前記冷却媒体を前記燃料プールに戻すことを特徴とする請求項１に記載の沸騰水型原子力プラントの設備点検方法。