JP5675134B2 - 非常用システム - Google Patents

Description

本発明は、原子力施設へ外部電源から供給される電力が喪失したときに使用される非常用電源を備えた非常用システムに関するものである。

従来、原子力施設の外部電源の電力喪失時に使用される非常用電源として、蒸気により補助タービンを回転させて補助発電機を駆動させるものが知られている（例えば、特許文献１参照）。この非常用電源は、原子炉圧力容器の内部において発生した蒸気を利用して発電を行っており、発生した電力を使用して、ルームクーラ、各種制御器や電動弁を作動させることが可能となっている。

特表平５−５０９１６５号公報

ところで、原子力施設には、原子炉を格納可能な原子炉格納容器と、原子炉格納容器の内部と外部とを連通する配管とが設けられており、配管内の流体は、原子炉格納容器の内部と外部との間で流動する。ここで、原子力施設に事故が発生した場合を想定して、原子力施設の安全性を確保すべく、原子炉格納容器の内外を隔離する必要がある。このため、原子力施設には、原子炉格納容器を挟んで、容器内部側および容器外部側の配管に隔離弁が介設され、仮に原子力施設に事故が発生した場合、隔離弁を閉弁している。この隔離弁は、通常、外部電源から供給された電力により作動可能となっているが、原子力施設の安全設計上から、外部電源から供給される電力が喪失した場合においても、隔離弁の作動を確保しなければならない。このため、隔離弁は、非常用電源から供給される電力によって作動可能に構成されている。つまり、原子力施設の事故と、外部電源の電力喪失とが同時に起きた場合を想定したとき、隔離弁は、非常用電源から供給される電力によって作動するように構成される。

ここで、非常用電源として、特許文献１の蒸気タービン発電機を用いた場合、非常用電源として多く用いられているディーゼルエンジン発電機に比べ、定格電力に達するまでの時間が遅いという特性があり、この特性は、ガスタービン発電機にも当てはまる。このため、ガスタービン発電機によって発電される電力を使用して隔離弁を閉弁する場合、隔離弁の閉弁が遅延してしまう虞がある。

そこで、本発明は、非常用電源としてガスタービン発電機を使用しつつ、隔離弁を迅速に閉弁することにより、原子炉格納容器の内外を好適に隔離することができる非常用システムを提供することを課題とする。

本発明の非常用システムは、原子炉を格納可能な原子炉格納容器を有する原子力施設に電力を供給可能な外部電源の電力喪失時に、原子力施設に電力を供給可能な非常用システムにおいて、原子力施設に電力を供給可能な非常用電源となるガスタービン発電機と、原子力施設の事故時に、原子炉格納容器の内外を隔離可能な隔離弁と、外部電源の電力喪失時に、隔離弁に電力を供給可能なバッテリと、ガスタービン発電機および隔離弁の作動を制御可能な制御装置と、を備え、制御装置は、外部電源の電力喪失と原子力施設の事故とが発生した場合、ガスタービン発電機を駆動させると共に、バッテリから電力が供給される隔離弁を閉弁させることを特徴とする。

この構成によれば、仮に外部電源の電力喪失と原子力施設の事故とが発生した場合、隔離弁にはバッテリから電力が供給される。このため、ガスタービン発電機が定格電力に達する前であっても、制御装置により隔離弁を閉弁することができる。これにより、原子炉格納容器の内外を早期に隔離することができる。

この場合、密封容器内に加圧状態で冷却水を貯留可能な蓄圧器と、蓄圧器から原子炉へ至る流路に介設された注水弁と、をさらに備え、原子力施設の事故時に、前記蓄圧器は、注水弁を介して原子炉に冷却水を加圧注水する。

この構成によれば、原子力施設の事故時には、注水弁が開弁しているため、蓄圧器は、内部の冷却水を原子炉へ向けて加圧注水することができる。これにより、原子力施設の事故時に、原子炉を冷却することができるため、原子力施設の運転を安全に停止させることができる。

この場合、蓄圧器は、注水する冷却水の流量を多段階に変化可能な構成となっている。

この構成によれば、原子炉に冷却水を注水する際に要求される要求注水流量を上回って、原子炉に冷却水を注水することができる。このため、蓄圧器は、原子力施設の事故時において、好適に原子炉へ冷却水を注水することができる。

この場合、外部電源と、原子力施設内へ電力を分配可能な電線とをつなぐ電路を開閉可能な第１開閉器と、バッテリと隔離弁とをつなぐ電路を開閉可能な第２開閉器と、をさらに備え、制御装置は、外部電源の電力喪失と原子力施設の事故とが発生した場合、第２開閉器を閉じてバッテリから供給される電力により隔離弁を閉弁させて原子炉格納容器の内外を隔離させるための格納容器隔離信号と、ガスタービン発電機を駆動させて発電させるための発電機起動信号と、注水弁を開弁させて原子炉に冷却水を加圧注水させるための安全注水信号と、第１開閉器を開いて外部電源から原子力施設への電力を遮断するための外部電源遮断器開放信号とを発信する。

この構成によれば、制御装置は、外部電源の電力喪失と原子力施設の事故とが発生した場合、格納容器隔離信号と、発電機起動信号と、安全注水信号と、外部電源遮断器開放信号とを発信することができる。このため、制御装置から発信された各種信号により、バッテリから供給される電力により作動する隔離弁が迅速に閉弁動作するため、原子力施設を早期に安全側へ移行させることができる。

この場合、ガスタービン発電機と電線とをつなぐ電路を開閉可能な第３開閉器をさらに備え、制御装置は、発電起動信号が発信された後、ガスタービン発電機の電力が定格電力に達した場合、第３開閉器を閉じて、ガスタービン発電機から電線へ電力を供給する。

この構成によれば、ガスタービン発電機の電力が定格電力に達した後、電線へ向けて電力を供給することができるため、ガスタービン発電機は、電線に安定的に電力を供給することができ、原子力施設内へ電力を好適に分配することができる。

この場合、原子炉へ向けて冷却水を送出可能なポンプを有する注水設備をさらに備え、ポンプは、ガスタービン発電機から供給される電力によって駆動可能となっており、制御装置は、ガスタービン発電機の電力が定格電力に達した場合、ポンプを駆動させる。

この構成によれば、外部電源の電力喪失後、ガスタービン発電機の電力が定格電力に達すると、ポンプは原子炉へ向けて冷却水を送出することができる。このため、注水設備は、ガスタービン発電機から供給される電力よって安定的に原子炉へ冷却水を注水することができる。

この場合、少なくともガスタービン発電機、隔離弁およびバッテリからなる設備を非常用設備とし、非常用設備は、複数設けられている。

この構成によれば、複数の非常用設備のうち、故障等により１つの非常用設備が動作しなくとも、他の非常用設備を動作させることができるため、原子力施設の安全性を確保することができる。

本発明の非常用システムによれば、外部電源の電力喪失と原子力施設の事故とが発生しても、隔離弁にはバッテリから電力が供給されるため、ガスタービン発電機が所定の電力に達する前であっても、隔離弁を迅速に閉弁することができ、原子炉格納容器の内外を早期に隔離することが可能となる。

図１は、本実施例に係る非常用システムを備えた原子力施設を模式的に表した概略構成図である。 図２は、本実施例に係る非常用システムを模式的に表した平面図である。 図３は、原子力施設の非常用電源系統を表した説明図である。 図４は、蓄圧器を模式的に表した断面図である。 図５は、蓄圧器の流量特性を表したグラフである。

以下、添付した図面を参照して、本発明に係る非常用システムについて説明する。なお、以下の実施例によりこの発明が限定されるものではない。また、下記実施例における構成要素には、当業者が置換可能かつ容易なもの、或いは実質的に同一のものが含まれる。

図１は、本実施例に係る非常用システムを備えた原子力施設を模式的に表した概略構成図であり、図２は、本実施例に係る非常用システムを模式的に表した平面図であり、図３は、原子力施設の非常用電源系統を表した説明図である。本実施例の非常用システム３０は、原子力施設１に供給される外部電源からの電力が喪失した場合に、電力を供給可能な非常用電源３５を有するシステムとなっている。そして、非常用システム３０は、非常用電源３５から供給される電力によって、例えば、原子炉５を格納する原子炉格納容器１０の内外を隔離する隔離動作や、原子炉５内へ冷却水を注水する注水動作等の安全動作を実行可能となっている。ここで、非常用システム３０の説明に先立ち、原子力施設１について説明する。

図１および図２に示すように、原子力施設１は、原子炉５として加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）が用いられている。加圧水型の原子力施設１は、原子炉５において、一次冷却材を加熱した後、高温となった一次冷却材を冷却材ポンプ９により蒸気発生器７に送る。そして、原子力施設１は、蒸気発生器７において、高温となった一次冷却材を、二次冷却材と熱交換させることにより二次冷却材を蒸発させ、蒸発した二次冷却材（蒸気）をタービン２２に送って発電機２５を駆動させることにより、発電を行っている。

原子力施設１は、原子炉５と、コールドレグ６ａおよびホットレグ６ｂから成る一対の冷却材配管６ａ，６ｂを介して原子炉５に接続された複数（本実施例では、４つ）の蒸気発生器７（図２参照）とを有している。つまり、図２に示すように、４つの蒸気発生器７は、原子炉５を中心として、その周囲に配設されている。一対の冷却材配管６ａ，６ｂのホットレグ６ｂには、加圧器８が介設され、また、コールドレグ６ａには、冷却材ポンプ９がそれぞれ介設されている。そして、原子炉５、一対の冷却材配管６ａ，６ｂ、４つ蒸気発生器７、加圧器８および冷却材ポンプ９により、原子力施設１の一次冷却系３が構成され、これらは、原子炉格納容器１０に収容されている。

上記の構成において、一次冷却材は、原子炉５からホットレグ６ｂを通って各蒸気発生器７に流入し、この後、各蒸気発生器７内を通過して流出した一次冷却材は、コールドレグ６ａを通って原子炉５内に流入する。つまり、一次冷却材は、原子炉５と４つの蒸気発生器７との間を循環している。なお、一次冷却材は、冷却材および中性子減速材として用いられる軽水である。

原子炉５は、上記したように加圧水型原子炉であり、その内部は一次冷却材で満たされている。そして、原子炉５内には、多数の燃料集合体１５が収容されると共に、燃料集合体１５の核分裂を制御する多数の制御棒１６が各燃料集合体１５に挿入可能に設けられている。

制御棒１６により核分裂反応を制御しながら燃料集合体１５を核分裂させると、この核分裂により熱エネルギーが発生する。発生した熱エネルギーは一次冷却材を加熱し、加熱された一次冷却材は、ホットレグ６ｂを介して各蒸気発生器７へ送られる。一方、コールドレグ６ａを介して各蒸気発生器７から送られてきた一次冷却材は、原子炉５内に流入して、原子炉５内を冷却する。

ホットレグ６ｂに介設された加圧器８は、高温となった一次冷却材を加圧することにより、一次冷却材の沸騰を抑制している。また、各蒸気発生器７は、高温高圧となった一次冷却材を、二次冷却材と熱交換させることにより、二次冷却材を蒸発させて蒸気を発生させ、且つ、高温高圧となった一次冷却材を冷却している。各冷却材ポンプ９は、一次冷却系３において一次冷却材を循環させており、一次冷却材を各蒸気発生器７からコールドレグ６ａを介して原子炉５へ送り込むと共に、一次冷却材を原子炉５からホットレグ６ｂを介して各蒸気発生器７へ送り込んでいる。

ここで、原子力施設１の一次冷却系３における一連の動作について説明する。原子炉５内の核分裂反応により発生した熱エネルギーにより、一次冷却材が加熱されると、加熱された一次冷却材は、各冷却材ポンプ９によりホットレグ６ｂを介して各蒸気発生器７に送られる。ホットレグ６ｂを通過する高温の一次冷却材は、加圧器８により加圧されることで沸騰が抑制され、高温高圧となった状態で、各蒸気発生器７に流入する。各蒸気発生器７に流入した高温高圧の一次冷却材は、二次冷却材と熱交換を行うことにより冷却され、冷却された一次冷却材は、各冷却材ポンプ９によりコールドレグ６ａを介して原子炉５に送られる。そして、冷却された一次冷却材が原子炉５に流入することで、原子炉５が冷却される。

また、原子力施設１は、蒸気管２１を介して各蒸気発生器７に接続されたタービン２２と、タービン２２に接続された復水器２３と、復水器２３と各蒸気発生器７とを接続する給水管２６に介設された給水ポンプ２４と、を有しており、これらにより二次冷却系２０が構成されている。そして、二次冷却系２０を循環する二次冷却材は、蒸気発生器７において蒸発して気体（蒸気）になると共に、復水器２３において気体から液体に戻される。そして、上記のタービン２２には、発電機２５が接続されている。なお、蒸気管２１および給水管２６には、原子炉格納容器１０を挟んで、その内部および外部に一対の隔離弁３８がそれぞれ介設されている。この複数の隔離弁３８は、仮に原子力施設１に事故が発生した場合に、閉弁するように構成されており、各隔離弁３８を閉弁することで、原子炉格納容器１０の内外を隔離することが可能となっている。

ここで、原子力施設１の二次冷却系２０における一連の動作について説明する。蒸気管２１を介して各蒸気発生器７から蒸気がタービン２２に流入すると、タービン２２は回転を行う。タービン２２が回転すると、タービン２２に接続された発電機２５は、発電を行う。この後、タービン２２から流出した蒸気は復水器２３に流入する。復水器２３は、その内部に冷却管２７が配設されており、冷却管２７の一方には冷却水（例えば、海水）を供給するための取水管２８が接続され、冷却管２７の他方には冷却水を排水するための排水管２９が接続されている。そして、復水器２３は、タービン２２から流入した蒸気を冷却管２７により冷却することで、蒸気を液体に戻している。液体となった二次冷却材は、給水ポンプ２４により給水管２６を介して各蒸気発生器７に送られる。各蒸気発生器７に送られた二次冷却材は、各蒸気発生器７において一次冷却材と熱交換を行うことにより再び蒸気となる。

ところで、上記のように構成された原子力施設１には、原子力施設１へ供給される電力が喪失した場合や、原子力施設１に事故が発生した場合を想定して、原子力施設１を安全に停止させるための非常用システム３０が設けられている。図２に示すように、この非常用システム３０は、４つの非常用設備３１と、４つの非常用設備３１をそれぞれ制御可能な４つの制御装置３２と、を有しており、４系統（４トレン）の構成となっている。なお、各非常用設備３１および各制御装置３２の構成は、同様の構成となっているため、以下では、１つの非常用設備３１および各制御装置３２についてのみ説明する。

この非常用設備３１は、いわゆる工学的安全施設作動設備となっており、一次冷却系３に冷却水を供給する注水設備３６と、一次冷却系３に冷却水を加圧注水する蓄圧器（アキュムレータ）３７と、上記した複数の隔離弁３８と、これらに電力を供給する非常用電源系統３３とを備え、制御装置３２は、これらを統括制御している。

注水設備３６は、原子炉格納容器１０に設けられた冷却水を貯留する貯水ピット４５から、冷却水を汲み出して、一次冷却系３に注水するものである。注水設備３６は、貯水ピット４５と一次冷却系３とを接続する第１注水配管５０と、第１注水配管５０に介設された注水ポンプ５１と、注水ポンプ５１を挟んで貯水ピット４５側の第１注水配管５０に介設された第１注水弁５２とを有している。第１注水弁５２は、いわゆる電動弁であり、注水ポンプ５１と第１注水弁５２とは制御装置３２に接続されている。そして、制御装置３２は、外部電源の電力喪失と原子力施設１の事故とが発生した場合、一次冷却系３に冷却水を注水するように、注水ポンプ５１および第１注水弁５２を制御する。なお、注水ポンプ５１および第１注水弁５２は、外部電源の電力が喪失した場合は、非常用電源３５から供給される電力によって駆動する。一方で、注水ポンプ５１および第１注水弁５２は、外部電源の電力が喪失していない場合は、外部電源から供給される電力によって駆動する。

ここで、図４は、蓄圧器を模式的に表した断面図であり、図５は、蓄圧器の流量特性を表したグラフである。蓄圧器３７は、その内部に冷却水を貯留しており、貯留した冷却水を一次冷却系３に加圧注水する。この蓄圧器３７は、注水する冷却水の流量を多段階に変化可能な構成となっており、具体的に、冷却水の流量が多くなる多量段階と、冷却水の流量が少なくなる少量段階とに変化可能となっている。図４に示すように、この蓄圧器３７は、内部に冷却水を貯留可能な密封容器５７と、密封容器５７内部に配設された内部注水流路５８と、密封容器５７の内壁に付設された架台５９と、で構成されている。

内部注水流路５８には、鉛直方向の上方側に形成された上方側流入口６１と、鉛直方向の下方側に形成された下方側流入口６２と、鉛直方向において上方側流入口６１と下方側流入口６２との間に位置した容器外部に連通する流出口６３とが形成されている。そして、内部注水流路５８は、密封容器５７底部に設けられた内部に流入空間を有する円盤状の流入ダンパ６５と、上方側流入口６１から流入ダンパ６５の流入空間まで連通する上方側流入路６６と、下方側流入口６２から流入ダンパ６５の流入空間まで連通する下方側流入路６７と、流入ダンパ６５の流入空間から流出口６３まで連通する流出路６８とで構成されている。下方側流入路６７は、円盤状の流入ダンパ６５に対し、接線方向に接続されている。

従って、密封容器５７内に貯留した冷却水の水位が、上方側流入口６１よりも上方に位置する第１水位Ｌ１の場合、冷却水は、上方側流入口６１から上方側流入路６６を通って流入ダンパ６５に流入すると共に、下方側流入口６２から下方側流入路６７を通って流入ダンパ６５に流入する。そして、流入ダンパ６５に流入した冷却水は、流出路６８を通って流出口６３から流れ出る。このため、冷却水が第１水位Ｌ１に位置する場合、上方側流入口６１および下方側流入口６２から流入ダンパ６５に冷却水が流入するため、円盤状の流入ダンパ６５に流入した冷却水は、満水状態の流入ダンパ６５から直接的な流れで流出路６８に流れ込むので、蓄圧器３７の流出口６３からは多量の冷却水が流出する。

一方、密封容器５７内に貯留した冷却水の水位が、上方側流入口６１よりも下方で流出口６３よりも上方に位置する第２水位Ｌ２の場合、冷却水は、上方側流入口６１から流入ダンパ６５に流入せず、一方で、下方側流入口６２から下方側流入路６７を通って流入ダンパ６５に流入する。そして、円盤状の流入ダンパ６５に流入した冷却水は、流出路６８を通って流出口６３から流れ出る。このため、冷却水が第２水位Ｌ２に位置する場合、下方側流入口６２からのみ流入ダンパ６５に冷却水が流入するため、流入ダンパ６５内の冷却水は旋回流となった後、流出路６８に流れ込むので、蓄圧器３７の流出口６３からは少量の冷却水が流出する。

つまり、蓄圧器３７によれば、別途、作動装置を用いることなく、初期注水時には、多量の冷却水が原子炉５に注水され、次に、初期注水よりも少量の冷却水が原子炉５に注水できる。

そして、この蓄圧器３７は、第２注水配管７１を介してコールドレグ６ａと接続されている。この第２注水配管７１には、第２注水弁７２と複数の逆止弁７３とが介設されている。第２注水弁７２は、制御装置３２と接続されており、原子力施設１の外部電源の電力喪失と原子力施設１の事故との発生時において、制御装置３２により、一次冷却系３に冷却水を注水するように制御される。なお、この第２注水弁７２は、常時開弁状態となっており、一次冷却系３内の圧力が低下することで、蓄圧器３７から冷却水が供給される構成となっている。そして、蓄圧器３７から一次冷却系３へ供給される冷却水は、逆止弁７３によって隔離されている。

ここで、図５のグラフについて説明する。図５のグラフは、その横軸が時間となっており、その縦軸が流量となっている。そして、Ｔ１は、外部電源の電力喪失と原子力施設１の事故とが発生した際に必要となる一次冷却系３へ注入する冷却水の要求注水流量であり、Ｔ２は、蓄圧器３７からの注水流量であり、Ｔ３は、注水設備３６からの注水流量である。このグラフから分かるように、要求注水流量Ｔ１は、外部電源の電力喪失と原子力施設１の事故とが発生すると、その直後において、多量の冷却水の注入を要求する。そして、所定時間の経過後、要求注水流量Ｔ１は、要求する冷却水の注水流量を徐々に減少させていく。

続いて、蓄圧器３７および注水設備３６により注水される冷却水の注水流量について説明する。外部電源の電力喪失と原子力施設１の事故とが発生すると、先ず、蓄圧器３７は、多量の冷却水を一次冷却系３に注水した後、少量の冷却水を一次冷却系３に注水する。一方、外部電源の電力喪失と原子力施設１の事故とが発生すると、非常用電源３５の電力が定格電力に達したときに、注水設備３６の注水ポンプ５１を駆動する。このため、注水設備３６から一次冷却系３に冷却水を注水するタイミングは、蓄圧器３７が少量の冷却水を一次冷却系３に注水している間となる。これにより、蓄圧器３７の注水と、注水設備３６の注水とがオーバーラップした状態となる。注水設備３６の注水が開始し、所定時間が経過すると、蓄圧器３７からの注水は終了し、以降は、注水設備３６により冷却水を一次冷却系３に注水する。このとき、蓄圧器３７および注水設備３６により注水される冷却水の注水流量Ｔ２，Ｔ３は、要求注水流量Ｔ１を常時上回ることができる。

複数の隔離弁３８は、いわゆる電動弁であり、上記したように蒸気管２１および給水管２６に対し、原子炉格納容器１０を挟んで、その内部および外部にそれぞれ一対介設されている。なお、複数の隔離弁３８は、蒸気管２１および給水管２６以外にも、原子炉格納容器１０の内外を連通する配管に多数設けられており、例えば、余熱除去系の配管等にも設けられている。つまり、複数の隔離弁３８は、多数の配管にそれぞれ設けられると共に、原子炉格納容器１０の内外にそれぞれ設置されることで、多重化されている。この複数の隔離弁３８は、制御装置３２に接続されており、制御装置３２は、外部電源の電力喪失と原子力施設１の事故との発生時において、複数の隔離弁３８を閉弁制御することにより、原子炉格納容器１０の内外を隔離している。

続いて、図３を参照して、原子力施設１の非常用電源系統３３について説明する。図３は、原子力施設の非常用電源系統を表した説明図である。原子力施設１の非常用電源系統３３は、４つの非常用設備３１に応じて、４系統設けられている。この４系統の非常用電源系統３３は、同様の構成となっているため、以下では、１つの非常用電源系統３３についてのみ説明する。

非常用電源系統３３は、原子力施設１に電力を供給する主電源となる外部電源８１と、非常用電源となるガスタービン発電機３５と、外部電源８１およびガスタービン発電機３５にそれぞれ接続された非常用電源母線の１つである高圧母線（電線）８２とを有している。

外部電源８１は、２系統用意され、その一方が通常使用される第１外部電源８１ａとなっており、その他方が後備側の第２外部電源８１ｂとなっている。第１外部電源８１ａと高圧母線８２とをつなぐ電路には遮断器Ｓ１（第１開閉器）が介設され、第２外部電源８１ｂと高圧母線８２とをつなぐ電路には遮断器Ｓ２（第１開閉器）が介設されている。

ガスタービン発電機３５は、噴霧した液体燃料を燃焼させて、タービンを回転させることにより発電を行っている。ガスタービン発電機３５は、非常用電源として多く用いられているディーゼルエンジン発電機に比べ、所定電力を発生させるために必要な装置サイズを小さく構成することができる。また、ガスタービン発電機３５は、ディーゼルエンジン発電機に比べ、メンテナンスが容易なものとなっている。一方で、ガスタービン発電機３５は、ディーゼルエンジン発電機に比べ、所定電力を発生させるための起動時間が長いという特性がある。このガスタービン発電機３５は、原子炉格納容器１０の外部に配設され、制御装置３２に接続されている。そして、制御装置３２は、原子力施設１の外部電源の電力喪失時において、ガスタービン発電機３５を駆動させる。ガスタービン発電機３５と高圧母線８２とをつなぐ電路には遮断器Ｓ３（第３開閉器）が介設されている。なお、このガスタービン発電機３５は、後述するバッテリ３９から電力が供給されることにより起動する。

このため、高圧母線８２には、通常、外部電源８１から電力が供給される一方で、外部電源８１の電力喪失時には、ガスタービン発電機３５から電力が供給される。この高圧母線８２には、遮断器Ｓ４を介して変圧器８３が接続され、また、遮断器Ｓ５を介して注水ポンプ５１が接続されている。注水ポンプ５１は、高圧母線８２より供給される電力で駆動可能となっており、変圧器８３は、高圧母線８２の電圧を降下させて、非常用電源母線の１つである低圧母線８４に電力を供給可能となっている。なお、変圧器８３と低圧母線８４との間には遮断器Ｓ６が介設されている。

この低圧母線８４には、遮断器Ｓ７および遮断器Ｓ８を介して、さらに非常用電源母線の１つである低圧母線８５が接続されている。そして、この低圧母線８５には、弁操作開閉器９１を介して、第１注水弁５２および第２注水弁７２が接続され、また、遮断器Ｓ９を介して整流器８６が接続され、整流器８６にはバッテリ３９が接続されている。

バッテリ３９は、複数の隔離弁３８、ガスタービン発電機３５（具体的には、ガスタービン発電機３５を起動させるための起動回路）および制御装置３２に電力を供給するものである。このバッテリ３９は、原子力施設１の定常運転時において蓄電しており、原子力施設１の外部電源が喪失すると、蓄電した電力を複数の隔離弁３８に供給すると共に、蓄電した電力をガスタービン発電機３５および制御装置３２に供給する。従って、整流器８６は、交流母線８５からの交流電力を直流電力に変換し、変換した直流電力を給電すると共に通常はバッテリ３９に蓄電する。

そして、このバッテリ３９には、遮断器Ｓ１０を介して非常用電源母線の１つである直流母線８７が接続され、直流母線８７には、遮断器Ｓ１１（第２開閉器）を介してインバータ装置８８が接続されている。インバータ装置８８は、直流母線８７からの直流電力を交流電力に変換する。そして、このインバータ装置８８には、隔離弁３８等の電動弁に交流電力を供給するための非常用電源母線の１つである電動弁用母線８９が接続されている。電動弁用母線８９には、弁操作開閉器９０を介して上記した複数の隔離弁３８がそれぞれ接続されている。また、この電動弁用母線８９には、開閉器Ｓ１２を介してガスタービン発電機３５が接続されている。そして、上記した遮断器Ｓ１〜Ｓ１１、開閉器Ｓ１２および弁操作開閉器９０，９１は、制御装置３２に接続されている。

制御装置３２は、複数の制御盤で構成され、制御盤としては、例えば、注水系を制御可能な制御盤や電源系を制御可能な制御盤等がある。制御装置３２は、ガスタービン発電機３５、注水ポンプ５１、複数の隔離弁３８、遮断器Ｓ１〜Ｓ１１、開閉器Ｓ１２および弁操作開閉器９０，９１に接続されている。そして、制御装置３２は、これらの起動、動作を制御可能となっている。なお、遮断器Ｓ４，Ｓ６，Ｓ７，Ｓ８，Ｓ９，Ｓ１０，Ｓ１１は、外部電源８１の電力喪失と原子炉施設１の事故との発生時においては、特段制御されず、閉じた状態となっている。また、制御装置３２は、外部電源８１の電力喪失が発生した場合、制御装置３２と電動弁用母線８９とをつなぐ電路を介してバッテリ３９から電力が供給される。

従って、仮に、第１外部電源８１ａおよび第２外部電源８１ｂからの送電が停止し、また、原子力施設１に事故が発生した場合、制御装置３２は、各種機器や各種装置へ向けて信号を発信する。具体的に、制御装置３２は、弁操作開閉器９０を閉じ隔離弁３８を閉弁させるための格納容器隔離信号と、遮断器Ｓ１２を閉じガスタービン発電機３５を発電させるための発電機起動信号と、弁操作開閉器９１を閉じ第１注水弁５２および第２注水弁７２を開弁させるための安全注水信号と、遮断器Ｓ１，Ｓ２を開くための外部電源遮断器開放信号とを発信する。

すると、制御装置３２から発信された格納容器隔離信号により、バッテリ３９から遮断器Ｓ１０，Ｓ１１を介して電動弁用母線８９に接続される弁操作開閉器９０が閉じ、複数の隔離弁３８は閉弁動作する。この動作と同時に、制御装置３２から発信された外部電源遮断器開放信号により、遮断器Ｓ１，Ｓ２が開放されることで、原子力施設１への外部電源８１の接続が遮断される。また、制御装置３２から発信された発電機起動信号により、遮断器Ｓ１２が閉じ、バッテリ３９からガスタービン発電機３５が起動するための電力が供給されることで、ガスタービン発電機３５は起動する。なお、上記したように、第２注水弁７２は、常時開弁しており、一次冷却系３内の圧力が低下することで、蓄圧器３７から一次冷却系３に冷却水が供給される。このため、安全注水信号は、第２注水弁７２が閉じている場合を考慮して、制御装置３２から発信される。

起動したガスタービン発電機３５の電力が定格電力に達すると、制御装置３２は、遮断器Ｓ３を閉じて、ガスタービン発電機３５によって発電した電力を高圧母線８２に供給する。この後、制御装置３２は、高圧母線８２と、低圧母線８４，８５と、直流母線８７とに接続された各種機器や各種装置へ電力を供給する。このとき、一斉に、各種機器や各種装置へ電力を投入すると、ガスタービン発電機３５に加わる負荷が大きくなるため、制御装置３２は、電力を供給する優先度に応じて、順次、各種機器や各種装置へ電力を投入する。このため、ガスタービン発電機３５から高圧母線８２に電力が供給されると、制御装置３２は、所定の優先順位に基づいて、遮断器Ｓ５を閉じることで、注水ポンプ５１を駆動させる。注水ポンプ５１が駆動すると、注水設備３６は、貯水ピット４５から冷却水を汲み上げ、第１注水配管５０を介して、一次冷却系３へ冷却水を注水する。

以上の構成によれば、非常用システム３０では、仮に外部電源８１の電力喪失と原子力施設１の事故とが発生した場合、制御装置３２によりバッテリ３９から各隔離弁３８へ電力を供給すると共に、各隔離弁３８を閉弁制御することができる。このため、非常用システム３０では、ガスタービン発電機３５が定格電力に達する前に、隔離弁３８を迅速に閉弁することができるため、原子炉格納容器１０の内外を早期に隔離することができる。

また、外部電源８１の電力喪失と原子力施設１の事故との発生時において、蓄圧器３７は、第２注水弁７２を介して、冷却水を一次冷却系３へ向けて注水することができる。これにより、外部電源８１が電力を喪失しても、原子炉５を冷却することができるため、原子力施設１の運転を安全に停止させることができる。なお、本実施例の蓄圧器３７は、密封容器５７内を加圧すると共に水頭圧を利用して注水しており、蓄圧器３７は、原子炉５よりも高所位置に設置されている。

また、蓄圧器３７は、一次冷却系３に冷却水を注水する際に要求される要求注水流量Ｔ１を上回って、一次冷却系３に冷却水を注水することができる。このため、蓄圧器３７は、外部電源８１の電力喪失と原子力施設１の事故との発生時において、好適に原子炉５へ冷却水を注水することができる。

また、外部電源８１の電力喪失と原子力施設１の事故との発生後、ガスタービン発電機３５が定格電力に達すると、制御装置３２は、注水ポンプ５１を駆動させる。このため、注水設備３６は、ガスタービン発電機３５から供給される電力によって安定的に一次冷却系３へ冷却水を注水することができる。なお、本実施例では、非常用電源として、蒸気タービン発電機ではなく、ガスタービン発電機３５のみを用いている。

また、非常用設備３１を複数設けることで、故障等により１つの非常用設備３１が動作しなくとも、他の非常用設備３１を動作させることができるため、原子力施設１の安全性を確保することができる。具体的に、４つの非常用電源系統３３に設けられた４基のガスタービン発電機３５は同等の発電能力を有しており、原子力施設１の外部電源の電力喪失時には、２基のガスタービン発電機３５の発電能力で、原子力施設１の安全に必要な負荷設備への給電をまかなえる発電能力となっている。これにより、４基のガスタービン発電機３５のうち、１基が保守メンテナンスを行っており、１基が故障している場合であっても、外部電源８１の電力喪失と原子力施設１の事故との発生に対応することができる。

なお、本実施例において、制御装置３２は、遮断器Ｓ５を閉じることで、注水ポンプ５１を駆動させたが、これに限らず、例えば、制御装置３２は、遮断器Ｓ５を閉じ、かつ注水ポンプ５１に作動信号を入力することで、注水ポンプ５１を駆動させてもよい。また、制御装置３２は、非常用設備３１の構成に応じて、各信号の入力を適宜変更してもよい。

以上のように、本発明に係る非常用システムは、原子力施設の外部電源の電力喪失と原子力施設の事故との発生時において有用であり、特に、原子炉格納容器の内外を迅速に隔離する場合に適している。

１ 原子力施設
３ 一次冷却系
５ 原子炉
７ 蒸気発生器
８ 加圧器
９ 冷却材ポンプ
１０ 原子炉格納容器
２０ 二次冷却系
２１ 蒸気管
２６ 給水管
３０ 非常用システム
３１ 非常用設備
３３ 非常用電源系統
３２ 制御装置
３５ ガスタービン発電機（非常用電源）
３６ 注水設備
３７ 蓄圧器
３８ 隔離弁
３９ バッテリ
４５ 貯水ピット
５１ 注水ポンプ
５２ 第１注水弁
７２ 第２注水弁
８１ 外部電源
Ｔ１ 要求注水流量
Ｔ２ 蓄圧器からの注水流量
Ｔ３ 注水設備からの注水流量

Claims (6)

1. 原子炉を格納可能な原子炉格納容器を有する原子力施設に電力を供給可能な外部電源の電力喪失時に、前記原子力施設に電力を供給可能な非常用システムにおいて、
   前記原子力施設に電力を供給可能な非常用電源となるガスタービン発電機と、
   前記原子力施設の事故時に、前記原子炉格納容器の内外を隔離可能な隔離弁と、
   前記外部電源の電力喪失時に、前記隔離弁に電力を供給可能なバッテリと、
   前記原子炉へ向けて冷却水を送出可能なポンプを有する注水設備と、
   前記ガスタービン発電機および前記隔離弁の作動を制御可能な制御装置と、を備え、
   前記ポンプは、前記ガスタービン発電機から供給される電力によって駆動可能となっており、
   前記制御装置は、
   前記外部電源の電力喪失と前記原子力施設の事故とが発生した場合、前記バッテリから電力が供給されることによって前記ガスタービン発電機を駆動させると共に、前記バッテリから電力が供給されることによって前記隔離弁を閉弁させ、
   前記ガスタービン発電機の駆動後、前記ガスタービン発電機の電力が定格電力に達した場合、前記ガスタービン発電機から電力が供給されることによって前記ポンプを駆動させることを特徴とする非常用システム。
2. 密封容器内に加圧状態で冷却水を貯留可能な蓄圧器と、
   前記蓄圧器から前記原子炉へ至る流路に介設された注水弁と、をさらに備え、
   前記原子力施設の事故時に、前記蓄圧器は、前記注水弁を介して前記原子炉に前記冷却水を加圧注水することを特徴とする請求項１に記載の非常用システム。
3. 前記蓄圧器は、注水する前記冷却水の流量を多段階に変化可能な構成となっていることを特徴とする請求項２に記載の非常用システム。
4. 前記外部電源と、前記原子力施設内へ電力を分配可能な電線とをつなぐ電路を開閉可能な第１開閉器と、
   前記バッテリと前記隔離弁とをつなぐ電路を開閉可能な第２開閉器と、をさらに備え、
   前記制御装置は、前記外部電源の電力喪失と前記原子力施設の事故とが発生した場合、前記第２開閉器を閉じて前記バッテリから供給される電力により前記隔離弁を閉弁させて前記原子炉格納容器の内外を隔離させるための格納容器隔離信号と、前記ガスタービン発電機を駆動させて発電させるための発電機起動信号と、前記注水弁を開弁させて前記原子炉に前記冷却水を加圧注水させるための安全注水信号と、前記第１開閉器を開いて前記外部電源から前記原子力施設への電力を遮断するための外部電源遮断信号とを発信することを特徴とする請求項２または３に記載の非常用システム。
5. 前記ガスタービン発電機と前記電線とをつなぐ電路を開閉可能な第３開閉器をさらに備え、
   前記制御装置は、
   前記発電起動信号が発信された後、前記ガスタービン発電機の電力が定格電力に達した場合、前記第３開閉器を閉じて、前記ガスタービン発電機から前記電線へ電力を供給することを特徴とする請求項４に記載の非常用システム。
6. 少なくとも前記ガスタービン発電機、前記隔離弁および前記バッテリからなる設備を非常用設備とし、
   前記非常用設備は、複数設けられていることを特徴とする請求項１ないし５のいずれか１項に記載の非常用システム。

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