JP5683912B2

JP5683912B2 - 非常用炉心冷却系および沸騰水型原子力プラント

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Description

本発明は、非常用炉心冷却系および非常用炉心冷却系を備えた沸騰水型原子力プラントに関する。

［Ｎ＋１安全基準とＮ＋２安全基準］
従来の沸騰水型軽水炉の非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）の設計に適用される最も一般的な安全基準として単一故障基準がある。これは、設計基準事故（ＤＢＡ）である冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）の安全評価を行なう際に、非常用炉心冷却系の１箇所に故障を仮定して、少なくとも１系統の非常用炉心冷却系が機能しない状態であっても、必要とされる炉心の冷却が十分に行なわれることを要求する安全基準である。これを以下の説明では、Ｎ＋１基準と呼ぶこととする。

また、従来の沸騰水型軽水炉の非常用炉心冷却系は、一般に２区分から４区分までの安全区分に分割され、一つの安全区分に複数の系統を設置し、安全区分ごとに設置された非常用電源からその安全区分内に設置された複数の系統に給電するようになっている。

通常、一つの安全区分には１個の非常用電源しかないため、この非常用電源の故障を単一故障として仮定すると、当該安全区分内の電動の系統は全て機能喪失するものとして安全評価が行なわれる。実際には、外部電源系からの給電が行なわれるため、非常用電源の単一故障だけでは、その安全区分内の電動の系統が機能喪失することはないが、設計基準事故の安全評価では、きわめて安全側に外部電源系の喪失も同時に仮定することが要求されている。そのため上記非常用電源の単一故障で、その安全区分の電動の系統が全て機能喪失するものと仮定することが要求される。

なお、ここで、区分とは、このような非常電源の給電の区分だけではなく、原子力発電所内で安全上想定される万一の火災や溢水に対して物理的な分離壁（防火壁や水密壁）により区画され、他の区画内で発生した事象の影響が及ばないように設計された安全設計上の空間領域を意味する。すなわち、火災や溢水により１区分の非常用炉心冷却系が完全に喪失するという事象を単一故障として想定しても、その影響は他の区分には全く影響を及ぼすことがないように設計されている。その区分に安全系が設置される場合にその区分を安全区分とここでは呼んでいる。また、その区分に安全系を含まず常用系が設置されている場合は、その区分を常用系区分と呼ぶ。

安全系の単一故障は、一つの安全区分全体が機能喪失することが最も安全機能の低下状態が厳しくなるため、安全区分全体が機能喪失するような個所（たとえば、非常用電源）あるいは原因（たとえば、火災や溢水）を選定して仮定される。

また、プラント運転中の定期試験等で非常炉心冷却系が故障していることがわかった場合は、すでに、単一故障が発生している状況であるため７日から１０日程度の日数に限って運転継続を認め、その間に故障状態が回復できない場合はプラントを停止する規定となっている。この規定は保安規定により許容待機除外時間（Allowed Outage Time（ＡＯＴ））を制限することにより実施されている。以下の説明では、この規定をＡＯＴ規定と呼ぶこととする。

このような非常用炉心冷却系のＮ＋１基準による安全設計とＡＯＴ規定による運転制限は米国および日本で一般的に行なわれている。これらの国では、非常用炉心冷却系の信頼性が高く、ほとんど故障が発生しないため、非常に合理的で効率的な方法となっている。これに対し、欧州の一部の国の安全基準には、単一故障だけではなく、さらに、オンラインメンテナンスによってもう一つの安全区分が機能喪失状態にあることの仮定を要求するものがある。これを以下の説明では、Ｎ＋２基準と呼ぶこととする。

つまり、非常用炉心冷却系は常時どこか１箇所が故障し、常時プラント運転中にメンテナンスを実施（オンラインメンテナンス）していることを前提に設計し、かつ、設計基準事故が発生した際に、いざ、待機状態にある残りの非常用炉心冷却系を自動起動させたら、さらにもう一つどこかが故障していることが起きるという前提で安全設計と安全評価を実施することを要求するものである。Ｎ＋２基準は、非常に安全性を重視した安全基準であり、Ｎ＋２基準のもとでは、非常用炉心冷却系は１系統だけのオンラインメンテナンスは無期限に実施可能となる。その結果、このＮ＋２基準を適用して設計すると非常用炉心冷却系のメンテナンスを全てプラント運転中に実施することが可能になり、プラント停止期間の短縮や、プラント停止中の安全性の向上に大きく貢献する効果が期待できる。

Ｎ＋２基準のもとで設計基準事故である冷却材喪失事故を仮定すると、非常用炉心冷却系１系統の配管が破断し冷却材喪失事故が発生し、単一故障とオンラインメンテナンスでさらに２系統の非常用炉心冷却系が機能喪失するものと考えるので、少なくとも４系統の非常用炉心冷却系が必要になる。また、Ｎ＋２基準のもとでは、単一故障とオンラインメンテナンスで２区分が機能喪失することを仮定するので、最低３区分が必要となる。動的安全区分を３区分で構成すると、いずれかの区分には２系統が必要になり、かつ、対称性が必要なので、結果的に各安全区分に２系統の非常用炉心冷却系を設置する必要があった。

［「ＢＷＲ７２」の非常用炉心冷却系］
ドイツの「ＢＷＲ７２」の非常用炉心冷却系は、動的３区分でＮ＋２基準を満たす代表的な例である。以下、図７を参照してドイツの「ＢＷＲ７２」の非常用炉心冷却系の構成を説明する。

図７において、非常用炉心冷却系は動的３区分で構成され、各区分に電動駆動の高圧炉心注水系（ＨＰＣＩ）２５と同じく電動駆動の低圧炉心注水系（ＬＰＣＩ）２６とこれらに給電する非常用ディーゼル発電機（ＥＤＧ）４が設置されている。各区分に電動駆動の系統が２系統あり、非常用ディーゼル発電機４の容量が大きくなっている。また、各動的安全区分の原子炉補機冷却系（図示せず。）が機能喪失するとその区分の高圧炉心注水系２５と低圧炉心注水系２６が同時に機能喪失する設計となっている。その結果、非常用炉心冷却系の系統数の総数は６系統あるが、３区分の原子炉補機冷却系の非信頼度が全体の非信頼度を決定する構成となっている。また、同様に、各動的安全区分に給電する非常用ディーゼル発電機４が故障するとその区分の高圧炉心注水系２５と低圧炉心注水系２６が同時に機能喪失するという問題があった。

［「ＢＷＲ７５」の非常用炉心冷却系）］
Ｎ＋２基準で設計されているもう一つの代表的なＢＷＲの例としてスエーデンの「ＢＷＲ７５」がある。以下、図８によりこの「ＢＷＲ７５」の非常用炉心冷却系の概要について説明する。

図８において、４区分からなる非常用炉心冷却系は、各安全区分に補助給水系（ＡＦＳ）３１、低圧炉心注水系２６もしくは低圧炉心スプレー系（ＬＰＣＳ）３２、残留熱除去系（ＲＨＲ）および、非常用ディーゼル発電機４を具備し、低圧炉心注水系２６もしくは低圧炉心スプレー系３２と残留熱除去系はポンプの共用はせずに独立の系統として設置している。なお、「ＢＷＲ７５」の残留熱除去系は設計基準事故時には、原子炉格納容器のウェットウェルとドライウェルを専用で冷却する格納容器冷却系として使用されるため、図ではウェットウェル・ドライウェル冷却系（ＷＤＣＳ）２４として示している。

全ての系統が電動駆動のポンプを使用しており、系統数の総数が１２系統と多く、非常用ディーゼル発電機４の容量が大きくなっている。それにもかかわらず、各動的区分に複数ある電動駆動の非常用炉心冷却系は、その区分の非常用ディーゼル発電機４の故障により全て機能喪失するという問題があった。また、同様に各動的安全区分の原子炉補機冷却系（図示せず。）の故障によりその区分に設置される全ての非常用炉心冷却系が機能喪失するという問題があった。

［Ｎ＋２基準を満たす動的安全区分にさらに静的安全区分を設置した例］
上述のように、Ｎ＋２基準を満たす動的区分の非常用炉心冷却系は多重性が十分にあり安全性が高いが、さらに、Ｎ＋２基準を満たす動的区分に加えて静的安全区分を設けた例として特許文献１によって知られている技術がある。このように動的安全区分とは独立に静的安全区分を設けてより安全性を高めたものを深層ハイブリッド安全系と呼んでいる。

以下、図９に基づいてこの先行例について説明する。図９において、動的安全区分は第１安全区分、第２安全区分、第３安全区分の３区分である。第４区分は静的安全区分である。前記３区分からなる動的安全区分には、それぞれ、高圧炉心冷却系（ＨＰＣＦ）１、残留熱除去系３と共用される低圧炉心冷却系（ＬＰＦＬ）２と前記高圧炉心冷却系１と低圧炉心冷却系２の両方に給電する非常用ディーゼル発電機４が設置されている。また、前記静的安全区分には、アイソレーション・コンデンサー（ＩＣ）５、静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）８および重力落下式炉心冷却系（ＧＤＣＳ）９が設置されている。

その結果、巨大地震や大津波等の自然災害により３個の動的安全区分の非常用炉心冷却系が全て機能喪失してしまった場合であっても、さらに、静的安全区分の非常用炉心冷却系によって原子炉の安全性が確保される設計となっている。しかし、各動的安全区分には、非常用炉心冷却系が２系統設置されており、３区分合計では６系統となり、上述のようにＮ＋２基準に必要とされる最小の系統数の４系統を上回ってしまっている。

また、各非常用ディーゼル発電機４は、２系統の非常用炉心冷却系に給電する必要があるため、たとえば、５０００ｋＷ程度の大容量が必要となる。その結果、Ｎ＋２基準を満たす動的安全区分の非常用炉心冷却系の物量とコストが増大する結果となっている。物量が増大するため、これを収納する建屋の体積も増大している。さらに、第４の静的安全区分を追加することにより全体の物量とコストが増大するという問題があった。また、各動的安全区分には原子炉補機冷却系（図示せず。）があり、その機能喪失により、同一の安全区分内の高圧炉心冷却系１と低圧炉心冷却系２が両方とも機能喪失するので、動的安全区分全体の非信頼度が３区分の原子炉補機冷却系の非信頼で決定されるという問題があった。

特開２００８−２８１４２６号公報

従来のＮ＋２基準を満たす非常用炉心冷却系の構成は、１つの動的安全区分内に複数の電動駆動の系統があり、これに給電する非常用ディーゼル発電機の容量が大型化する問題があった。また、１つの動的安全区分内の複数の系統が同一の補機冷却系で冷却されるため、１区分の補機冷却系の故障で同一区分内の複数の系統が機能喪失する問題があった。同様に、また、１区分の非常用ディーゼル発電機の故障で同一区分内の複数の系統が機能喪失する問題があった。さらに、系統数の総数が６系統から１２系統と多く、コストと建屋体積の増大の原因となっていた。

その結果、Ｎ＋２基準を満たす動的安全区分に、さらに、静的安全区分を追加するとコストと建屋体積をさらに増大させる問題があった。

本発明では、これらの課題を解決し、沸騰水型原子力プラントの非常用炉心冷却系において、非常用電源を小型化し、電動駆動の系統数を最小化し、補機冷却系の機能喪失により複数の系統の機能喪失が起きないようにすることを目的とする。

上記の目的を達成するため、本発明に係る非常用炉心冷却系は、それぞれに電動駆動の動的安全系を具備する少なくとも４個の動的安全区分と、電動駆動を必要としない静的安全系を具備する少なくとも１個の静的安全区分と、を有する沸騰水型原子力プラントの非常用炉心冷却系であって、前記動的安全区分の数は、設計基準事故時に必要となる数よりも２つ以上多く、前記動的安全区分のそれぞれが１系統のみの電動駆動の動的安全系と該電動駆動の動的安全系に電源を供給する非常用電源とを有し、前記静的安全系は、１系統の動的安全系がオンラインメンテナンスのときの事故を想定した場合にオンラインメンテナンス対象の動的安全系の復帰に要する時間、外部から冷却水の補給を行なわなくても炉心の冷却が可能な構成であること、を特徴とする。

また、本発明に係る沸騰水型原子力プラントは、それぞれに電動駆動の動的安全系を具備する少なくとも４個の動的安全区分と、電動駆動を必要としない静的安全系を具備する少なくとも１個の静的安全区分と、を備えた非常用炉心冷却系を有する沸騰水型原子力プラントであって、前記動的安全区分の数は、設計基準事故時に必要となる数よりも２つ以上多く、前記動的安全区分のそれぞれが１系統のみの電動駆動の動的安全系と該電動駆動の動的安全系に電源を供給する非常用電源とを有し、前記静的安全系は、１系統の動的安全系がオンラインメンテナンス時の事故を想定した場合にオンラインメンテナンス対象の動的安全系の復帰に要する時間、外部から冷却水の補給を行なわなくても炉心の冷却が可能な構成であること、を特徴とする。

本発明によれば、沸騰水型原子力プラントの非常用炉心冷却系において、非常用電源を小型化し、電動駆動の系統数を最小化し、補機冷却系の機能喪失により複数の系統の機能喪失が起きないようにすることができる。

本発明に係る非常用炉心冷却系の第１の実施形態の全体構成を示す説明図である。本発明に係る非常用炉心冷却系の第２の実施形態の全体構成を示す説明図である。本発明に係る非常用炉心冷却系の第３の実施形態の全体構成を示す説明図である。本発明に係る非常用炉心冷却系の第４の実施形態の全体構成を示す説明図である。本発明に係る非常用炉心冷却系の第５の実施形態の全体構成を示す説明図である。本発明に係る非常用炉心冷却系の第６の実施形態の全体構成を示す説明図である。従来の「ＢＷＲ７２」の非常用炉心冷却系の全体構成を示す説明図である。従来の「ＢＷＲ７５」の非常用炉心冷却系の全体構成を示す説明図である。従来のＮ＋２基準を満たす深層ハイブリッド安全系の非常用炉心冷却系の全体構成を示す説明図である。

以下、本発明に係る非常用炉心冷却系の実施の形態を、図１ないし図６に基づいて説明する。なお、図中図７ないし図９と同一部分には同一符号を付して重複する部分の説明は省略し要部のみを説明する。

［第１の実施形態］
図１により本発明に係る非常用炉心冷却系の第１の実施形態を説明する。

図１は本発明の第１の実施形態における非常用炉心冷却系の構成を示したものである。本実施形態の非常用炉心冷却系は動的非常用炉心冷却系専用の第１、第２、第３、第４の安全区分と静的非常用炉心冷却系を含む第５の安全区分との合計５つの安全区分から構成される。動的非常用炉心冷却系専用の第１、第２、第３、第４の安全区分にはそれぞれ、電動駆動の低圧炉心冷却系として低圧炉心冷却系（ＬＰＦＬ）２を、低圧炉心冷却系２とポンプと配管の一部を共用した残留熱除去系（ＲＨＲ）として残留熱除去系３を、非常用電源として非常用ディーゼル発電機（ＥＤＧ）４を設置している。低圧炉心冷却系２と残留熱除去系３はポンプと配管の一部を共用しているので、図では、ＬＰＦＬ２／ＲＨＲ３と表している。

また、図示していないが、原子炉の減圧手段として、別途、自動減圧系（ＡＤＳ）が設置されている。自動減圧系は小口径配管破断事故時等に複数の逃がし安全弁を自動的に開にして原子炉の減圧を行なう装置であるが、従来の沸騰水型原子炉にも共通して設置されている。

ここで、低圧炉心冷却系２、残留熱除去系３、非常用ディーゼル発電機４、自動減圧系などの個々の構造は、従来の改良型ＢＷＲ（ＡＢＷＲ）の非常用炉心冷却系のものと同様である（特許文献１参照）。

低圧炉心冷却系２は、少なくとも設計基準事故の冷却材喪失事故時に、たとえば、炉心の冷却に必要とされる１００％の注水容量を有している。すなわち、低圧炉心冷却系２は、１系統のみの運転で設計基準事故の冷却材喪失事故時にその作動仕様圧力以下において炉心を安全に冷却できる。低圧炉心冷却系２の作動仕様圧力は、原子炉の通常運転時圧力よりも低く、たとえば１７ｋｇ／ｃｍ^２（約１．７ＭＰａ）である。

また、残留熱除去系３の除熱容量は各安全区分ごとに設計基準事故時に炉心および原子炉格納容器の冷却に必要とされる除熱量の少なくとも５０％を保有している。すなわち、設計基準事故時に炉心および原子炉格納容器の冷却に必要とされる除熱量の１００％をまかなうためには、少なくともいずれか２区分の動的安全区分の残留熱除去系３の作動が必要である。

これにより、本実施形態の設計基準事故時に必要となる最小区分数Ｎは２となる。

なお、非常用ディーゼル発電機４の代わりに非常用ガスタービン発電機（ＧＴＧ）が使用可能であることはいうまでもない。非常用ガスタービン発電機は冷却水系が存在せず冷却水系が必要な非常用ディーゼル発電機４よりも信頼性がより高くなる効果が得られる。また、各安全区分に設置する非常用電源は１×１００％容量ではなく、２×５０％容量としてもよい。すなわち、小型のものを２基設置するなどしても良い。

前記低圧炉心冷却系２は他の全ての電動駆動の低圧非常用炉心冷却系により代替可能である。

さらに、第５の静的非常用炉心冷却系を含む安全区分には、アイソレーション・コンデンサー（ＩＣ）５が設置されている。アイソレーション・コンデンサー５の構造は、従来のＥＳＢＷＲ（Economical and Simplified BWR）のものと同様である（特許文献１参照）。

アイソレーション・コンデンサー５は、冷却水源としてたとえば、３日から７日程度の崩壊熱の除去が可能な大量の水量（たとえば、１５００ｍ^３）を保有している。冷却可能期間に幅があるのは、プラント出力によって崩壊熱が異なるからである。たとえば、本実施形態の非常用炉心冷却系を６０万ｋＷｅクラスのＢＷＲに適用した場合は７日程度の冷却可能期間となり、１２０万ｋＷｅクラスのＢＷＲに適用した場合は、３日程度の冷却可能期間となる。なお、１８０万ｋＷｅクラスのＢＷＲに対しても冷却水の保有量をさらに増やせば３日間以上の冷却可能期間を確保可能であることは言うまでもない。

この第１の実施形態が従来例と異なる一つの特徴は低圧炉心冷却系４系統で欧州のＮ＋２安全基準を満たすことが可能な深層ハイブリッド５区分を構成していることにある。

たとえば、設計基準事故の冷却材喪失事故として第１の安全区分の低圧炉心冷却系２の注水配管破断事故を想定した場合、第２の安全区分の非常用ディーゼル発電機４に単一故障を仮定し、さらに第３の安全区分の非常用ディーゼル発電機４にオンラインメンテナンスを仮定し、さらに外部電源の喪失を仮定することがＮ＋２安全基準では要求される。この場合であっても、第４の安全区分の低圧炉心冷却系２と非常用ディーゼル発電機４は運転可能となるので、炉心冷却に必要な１００％以上の注水容量が確保可能となる。また、第１の安全区分の残留熱除去系３と第４の安全区分の残留熱除去系３が使用可能であり、それぞれ炉心および原子炉格納容器の冷却に必要とされる５０％以上の除熱能力があり、合計で１００％以上の冷却が可能となる。

また、外部起因の火災の発生により第１の安全区分の非常用炉心冷却系が機能喪失することを想定し、第２の安全区分の非常用ディーゼル発電機４に単一故障を仮定し、第３の安全区分の非常用ディーゼル発電機４にオンラインメンテナンスを仮定しても、第４の安全区分の残留熱除去系３と第５の安全区分のアイソレーション・コンデンサー５により原子炉格納容器と原子炉の冷却を長期間継続できる。したがって、この間に第２および第３の安全区分の非常用ディーゼル発電機４の復旧と外部電源の回復が期待でき、その後は原子炉を安全に冷温停止することが可能となる。

一方、設計条件を超える巨大地震や巨大ハリケーン等の苛酷な自然現象によって、外部電源が喪失し同時に４台ある非常用ディーゼル発電機４も全て故障する全交流電源喪失事象（ＳＢＯ）が発生しても、第５の安全区分に設置されたアイソレーション・コンデンサー５で長期間炉心の冷却を安全に継続することが可能である。その間に外部電源の回復と非常用ディーゼル発電機４の復旧が可能となるので、その後は原子炉の冷温停止が安全に可能となる。このようにアイソレーション・コンデンサー５はその運転に交流電源を全く必要としない静的冷却設備であるため、４区分の動的非常用炉心冷却系に加えてアイソレーション・コンデンサー５を保持するこの第１の実施形態の非常用炉心冷却系では、きわめて高い深層ハイブリッド安全性が確保可能となる。

なお、上記アイソレーション・コンデンサー５は、前述のように単独で外部から冷却水の補給を行なわない場合でも、少なくとも８時間（実際には、３日から７日）の炉心冷却が可能な冷却水を保有している。そのため、この間にオンラインメンテナンス中の非常用電源や動的非常用炉心冷却系の復旧が期待できる。

また、給水喪失や原子炉が隔離される過渡変化等が発生した場合にも上記アイソレーション・コンデンサー５が原子炉の冷却を安全に継続できる。さらに、このように構成された本発明による第１の実施形態では、第１、第２、第３、第４の安全区分に設置されている非常用ディーゼル発電機４は、低圧炉心冷却系２の１系統のみに給電するので、容量をたとえば、３０００ｋＷ程度に小型化することが可能になる。

また、第１の安全区分に火災を想定し、第２の安全区分の非常用ディーゼル発電機４に単一故障を仮定し、第３の安全区分の非常用ディーゼル発電機４にオンラインメンテナンスを仮定し、第５安全区分のアイソレーション・コンデンサー５で原子炉の高温停止を実施する際に、さらに、逃がし安全弁の開固着が発生したことを仮定しても、本実施形態では、第４の安全区分の低圧炉心冷却系２／残留熱除去系３によって炉心および原子炉格納容器の冷却が可能なため一般公衆の安全性が確保可能となる効果が得られる。

また、動的非常用炉心冷却系は低圧炉心冷却系２が最小数の４系統のみとなるため、これらを配置する建屋の体積を低減できる。このように、低圧炉心冷却系２は最小数の４系統のみであるが、各動的区分の原子炉補機冷却系が故障しても、それによって機能喪失する低圧炉心冷却系２は１系統に限られ、複数の低圧炉心冷却系２が単一の原子炉補機冷却系の故障によって従属的に機能喪失することがないようになっている。

この実施形態によれば、次世代のＢＷＲプラントに最適な静的安全系と動的非常用炉心冷却系を合わせ持つ深層ハイブリッド安全系を、高信頼度で提供可能となる。すでに、内的事象に対しては、きわめて安全性の高いＢＷＲにとって唯一の残余のリスクとなっていた外的事象に対して、運転時は静的安全系の持つ多様性による安全性により、また、プラント停止時は動的非常用炉心冷却系のＮ＋２安全基準に適合する多重性による安全性により、巨大地震や巨大ハリケーン等の苛酷な自然現象や外部要因による火災に対して残余のリスクを実質的にゼロにするほど安全性の高い次世代ＢＷＲを提供可能となる効果が得られる。

また、この実施形態によれば、各動的安全区分に設置される電動駆動の非常用炉心冷却系は低圧炉心冷却系１系統のみとなり、非常用電源の容量を最小化できるとともに、原子炉補機冷却系の故障によって機能喪失する非常用炉心冷却系の数を最小化することが可能になる。従来の深層ハイブリッド安全系に比べて電動駆動の非常用炉心冷却系の系統数を６系統から４系統に低減できるので、これらを配置するための建屋体積を低減することが可能になる。

［第２の実施形態］
次に、図２は本発明の第２の実施形態における非常用炉心冷却系の構成を示したものである。本実施形態では、補助電源であるガスタービン発電機６を１機のみ備え、全ての動的非常用炉心専用の安全区分で共用し、動的非常用炉心冷却系専用の安全区分のいずれか一つに切り替えて給電できる。各動的安全区分に切り替えてガスタービン発電機６から給電できるようにするため、ガスタービン発電機６から各動的安全区分の電源母線に給電可能なように遮断器７を介して切り替えて給電が可能なようになっている。

このように構成された本実施形態では、プラント運転中の全交流電源喪失事象に対する安全性の向上がなされる。さらに、プラントが停止中に４つの動的安全区分のみで炉心冷却を行なう際にも電源の多様性が確保されるので、プラント停止中に巨大地震や巨大ハリケーン等の苛酷な自然現象が発生してもこれにより炉心損傷の発生するリスクを著しく低減することが可能となる。

［第３の実施形態］
次に、図３は本発明の第３の実施形態における非常用炉心冷却系の構成を示したものである。本実施形態では、常用系区分にタービン駆動の補助給水系である原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）１０を設置している。原子炉隔離時冷却系１０は、原子炉の主蒸気を動力源として作動するので、作動に非常用ディーゼル発電機４を必要としない。また、原子炉補機冷却系による冷却も必要としないので、前記常用系区分に単独で設置することが可能である。

本実施形態では、原子炉隔離時冷却系１０があるので、逃がし安全弁が開固着する事象が発生しても原子炉の水位を安全に維持することが可能である。また、小破断冷却材喪失事故が発生しても原子炉を減圧することなく炉水位を維持し炉心を冷却することが可能となる。

なお、原子炉隔離時冷却系１０は常用系であるが、第１、第２、第３、第４の動的安全区分にも原子炉隔離時冷却系１０を設置しても良い。この場合であっても、原子炉隔離時冷却系１０は作動に交流電源を必要としないので非常用ディーゼル発電機４の容量を増加する必要はない。さらに、第５の静的安全区分に設置しても良い。このように原子炉隔離時冷却系１０の設置数を増やした場合は、それだけ非常用炉心冷却系の信頼性が向上する。

［第４の実施形態］
次に、図４は本発明の第４実施形態における非常用炉心冷却系の構成を示したものである。本実施形態では、静的非常用炉心冷却系を含む第５の安全区分に、アイソレーション・コンデンサー５に加えて、静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）８を設置している。静的格納容器冷却系８の構造は、従来のＥＳＢＷＲのものと同様である。静的格納容器冷却系８は、静的機器のみで構成され動力電源を全く必要としない。また、原子炉補機冷却系のような動的機器による二次側の冷却も全く必要としない。

このため、静的格納容器冷却系８は、巨大地震や巨大ハリケーン等の苛酷な自然現象が発生し、外部電源、非常用電源、原子炉補機冷却系等の設備がことごとく損傷した場合であっても、なおきわめて高い信頼性で原子炉格納容器の冷却を行なうことができる。すなわち、静的格納容器冷却系８は、残留熱除去系３の原子炉格納容器冷却機能に対して非常に優れた多様性を提供する。このように、本実施形態の非常用炉心冷却系によれば、苛酷な自然現象が発生しても原子炉格納容器冷却に対してきわめて高い安全性を確保することが可能となる。

［第５の実施形態］
次に、図５は本発明の第５の実施形態における非常用炉心冷却系の構成を示したものである。本実施形態では、静的非常用炉心冷却系を含む第５の安全区分に、アイソレーション・コンデンサー５および静的格納容器冷却系８に加えて、重力落下式炉心冷却系（ＧＤＣＳ）９を設置している。

重力落下式炉心冷却系９の構造は、従来のＥＳＢＷＲのものと同様である。重力落下式炉心冷却系９は、その作動に動力電源や原子炉補機冷却系等の補助設備を全く必要としない、そのため、巨大地震や巨大ハリケーンなどの苛酷な自然現象によって長期の全交流電源喪失が発生し、さらに、アイソレーション・コンデンサー５が何らかの理由により機能喪失し、炉心損傷事故に至った場合であっても、前記重力落下式炉心冷却系９の冷却水を原子炉格納容器の下部に落下させることができ、これにより、炉心デブリの冠水冷却を行なうことが可能となる。

炉心デブリの冠水冷却の際に崩壊熱相当の蒸気が発生するが、この蒸気は静的格納容器冷却系８に自らの圧力により吸引され、冷却凝縮され再び重力落下式炉心冷却系９の冷却水プール（図示せず。）に重力により還流され、再び重力落下式炉心冷却系９の冷却水として炉心デブリの冠水冷却に使用可能となる。

このように構成される本実施形態の非常用炉心冷却系を採用したＢＷＲでは、苛酷な自然現象等によって炉心損傷事故が発生した場合でも、原子炉格納容器の冷却および健全性維持をより確実に行なうことが可能となり、従来のＢＷＲに比べて、苛酷な自然現象によるリスクを格段に低く抑えることが可能となる。この静的格納容器冷却系８と重力落下式炉心冷却系９による静的な原子炉格納容器の冷却機能を付与することによって、苛酷な自然現象によるリスクを実質的にゼロにまで低減することが可能となる。

［第６の実施形態］
次に、図６は本発明の第６の実施形態における非常用炉心冷却系の構成を示したものである。図６では、第４の安全区分に、直流電源駆動の均圧炉心冷却系（ＥＰＦＬ）１１と直流電源（ＤＣ）１２が設置される。均圧炉心冷却系１１は、原子炉圧力が原子炉格納容器圧力とほぼ等しくなる均圧状態で低圧炉心冷却系２と同様の炉心冷却機能を有する。これにより、残留熱除去系３は３系統のみとなるが、別途、静的格納容器冷却系８によって事故時の原子炉格納容器の冷却が可能であるため、原子炉格納容器の冷却手段は４系統あり、Ｎ＋２基準を満たしている。

本実施形態によれば、第１、第２、第３の３つの動的区分に低圧炉心冷却系２／残留熱除去系３を設置した動的３区分による本来Ｎ＋１基準しか満たさない構成であっても、別途、第４の動的安全区分を設けて均圧炉心冷却系１１と直流電源１２を追加した構成とすることにより、Ｎ＋２基準を達成することが可能となる。たとえば、直流電源１２の保持時間を２４時間として、その間に、他の動的安全区分の非常用ディーゼル発電機４の復旧と外部電源の回復を期待することが可能になる。

［他の実施形態］
以上説明した各実施形態は単なる例示であって、本発明はこれらに限定されるものではない。

たとえば、上記実施形態では、設計基準事故時に必要となる動的安全系の数Ｎを２として、動的安全区分を４区分としたが、動的安全区分の数は、一般に、Ｎ＋２以上であればよい。また、静的安全区分の数は１以上であればいくつでもよい。

１…高圧炉心冷却系（ＨＰＣＦ）、２…低圧炉心冷却系（ＬＰＦＬ）、３…残留熱除去系（ＲＨＲ）、４…非常用ディーゼル発電機（ＥＤＧ）、５…アイソレーション・コンデンサー（ＩＣ）、６…ガスタービン発電機（ＧＴＧ）、７…遮断器、８…静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）、９…重力落下式炉心冷却系（ＧＤＣＳ）、１０…原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）、１１…均圧炉心冷却系（ＥＰＦＬ）、１２…直流電源（ＤＣ）、２４…ウェットウェル・ドライウェル冷却系（ＷＤＣＳ）、２５…高圧炉心注水系（ＨＰＣＩ）、２６…低圧炉心注水系（ＬＰＣＩ）、３１…補助給水系（ＡＦＳ）、３２…低圧炉心スプレー系（ＬＰＣＳ）

Claims

それぞれに電動駆動の動的安全系を具備する少なくとも４個の動的安全区分と、
電動駆動を必要としない静的安全系を具備する少なくとも１個の静的安全区分と、
を有する沸騰水型原子力プラントの非常用炉心冷却系であって、
前記動的安全区分の数は、設計基準事故時に必要となる数よりも２つ以上多く、
前記動的安全区分のそれぞれが１系統のみの電動駆動の動的安全系と該電動駆動の動的安全系に電源を供給する非常用電源とを有し、
前記静的安全系は、１系統の動的安全系がオンラインメンテナンスのときの事故を想定した場合にオンラインメンテナンス対象の動的安全系の復帰に要する時間、外部から冷却水の補給を行なわなくても炉心の冷却が可能な構成であること、
を特徴とする非常用炉心冷却系。
前記動的安全区分の数は４であり、
前記静的安全区分の数は１であり、
前記動的安全区分それぞれが、前記１系統のみの電動駆動の動的安全系として、残留熱除去系と共用される低圧炉心冷却系を有し、
前記低圧炉心冷却系は少なくとも設計基準事故に対して原子炉圧力が低い状態において炉心冷却に必要とされる少なくとも１００％の注水機能を有し、
前記残留熱除去系は、設計基準事故時に炉心および原子炉格納容器の冷却に必要とされる少なくとも５０％の除熱能力を有し、
前記静的安全区分は少なくともアイソレーション・コンデンサーを具備すること、
を特徴とする請求項１に記載の非常用炉心冷却系。
前記動的安全区分それぞれが非常用電源として非常用ディーゼル発電機を備えていることを特徴とする請求項１または請求項２に記載の非常用炉心冷却系。
前記動的安全区分それぞれが非常用電源を備え、
当該非常用炉心冷却系は、前記動的安全区分それぞれに切り替えて給電可能な補助電源を少なくとも１基備えていること、
を特徴とする請求項１ないし請求項３のいずれか一項に記載の非常用炉心冷却系。
前記補助電源はガスタービン発電機であることを特徴とする請求項４に記載の非常用炉心冷却系。
補助給水系として、原子炉から供給される主蒸気によって駆動されるタービン駆動の原子炉隔離時冷却系を少なくとも１基備えていることを特徴とする請求項１ないし請求項５のいずれか一項に記載の非常用炉心冷却系。
前記静的安全区分は静的格納容器冷却系を備えていることを特徴とする請求項１ないし請求項６のいずれか一項に記載の非常用炉心冷却系。
前記静的安全区分は重力落下式炉心冷却系を備えていることを特徴とする請求項７に記載の非常用炉心冷却系。
それぞれに電動駆動の動的安全系を具備する少なくとも４個の動的安全区分と、電動駆動を必要としない静的安全系を具備する少なくとも１個の静的安全区分と、を備えた非常用炉心冷却系を有する沸騰水型原子力プラントであって、
前記動的安全区分の数は、設計基準事故時に必要となる数よりも２つ以上多く、
前記動的安全区分のそれぞれが１系統のみの電動駆動の動的安全系と該電動駆動の動的安全系に電源を供給する非常用電源とを有し、
前記静的安全系は、１系統の動的安全系がオンラインメンテナンス時の事故を想定した場合にオンラインメンテナンス対象の動的安全系の復帰に要する時間、外部から冷却水の補給を行なわなくても炉心の冷却が可能な構成であること、
を特徴とする沸騰水型原子力プラント。