JP5969355B2 - 核燃料冷却方法及び核燃料冷却装置 - Google Patents

Description

本発明は、核燃料冷却方法及び核燃料冷却装置に係り、特に、沸騰水型原子力プラントに適用するのに好適な核燃料冷却方法及び核燃料冷却装置に関する。

沸騰水型原子力プラントでは、例えば、冷却水喪失事故が発生した場合に原子炉圧力容器内の炉心、すなわち、炉心に装荷されている、核燃料を含む燃料集合体を冷却するために、非常炉心冷却装置を備えている。この非常用炉心冷却装置の一例が特開昭６２−２１７１９３号公報に記載されています。非常用炉心冷却装置は、原子炉格納容器内の圧力抑制プールの冷却水を、原子炉圧力容器内の炉心に供給する高圧炉心冷却装置及び低圧炉心冷却装置を備えている。高圧炉心冷却装置及び低圧炉心冷却装置は、圧力抑制プール内の冷却水の替りに、復水貯蔵タンク内の冷却水を炉心に供給できる構成を有する。

また、沸騰水型原子力プラントでは、タービンから排出された蒸気を復水器で冷却して凝縮している。蒸気の凝縮により生成された復水器内の水は、給水として、給水配管を通して原子炉圧力容器内に供給される。復水器では、伝熱管内に海水を供給し、伝熱管内の海水によりその蒸気を凝縮している。イオン交換樹脂を充填している復水脱塩装置が給水配管に設けられる。

この復水脱塩装置は、特開平６−１７０３６１号公報に記載されているように、海水を供給する、復水器内の伝熱管が損傷して海水が伝熱管から漏洩した場合に、海水成分を除去する。このため、復水器の伝熱管から復水器内に漏洩した海水成分の原子炉圧力容器内への流入が阻止される。

加圧水型原子力プラントにおいても、復水器の伝熱管から海水が漏えいしたときの対策案が提案されている（特開２００９−１６２５１４号公報参照）。この加圧水型原子力プラントでは、蒸気発生器で発生した蒸気が蒸気管を通してタービンに供給され、タービンから排出された蒸気が復水器で凝縮される。この凝縮で得られた水が、給水として、給水配管を通して蒸気発生器に供給される。復水器から蒸気発生器に供給される給水の一部が復水脱塩装置に供給される。上記の加圧水型原子力プラントには、補給水供給設備が設けられており、補給水供給設備は原水を浄化する純水装置、浄化された純水を貯蔵する純水タンクが設けられる。純水装置及び純水タンクは配管に設けられ、この配管は給水配管に接続される。蒸気発生器と復水器が給水配管とは別に処理水管で連絡される。この処理水管に流出管が接続され、ブローダウン水循環ラインが流出管に接続されて純水装置に連絡される。純水装置には逆浸透膜純水装置が用いられる。純水装置に供給される補給水としての原水は、海水をろ過してろ過水タンクに貯蔵されているろ過水が用いられる。

沸騰水型原子力プラントでは、炉心から取り出された使用済燃料集合体が、原子炉格納容器の外部に設けられた燃料貯蔵プール内に保管され、燃料貯蔵プール内の冷却水によって冷却されている。燃料貯蔵プール内の冷却水は、燃料貯蔵プール内に保管されている多数の使用済燃料集合体で発生する崩壊熱により加熱されて温度が上昇する。温度が上昇した燃料貯蔵プール内の冷却水は、冷却装置で冷却され、再び、燃料貯蔵プールに供給される。燃料貯蔵プール内の冷却水の一部は、前述の崩壊熱により加熱されて蒸発する。この蒸発により燃料貯蔵プール内の冷却水が減少するために、冷却水の蒸発量に相当する量の冷却水が、復水貯蔵タンクまたは圧力抑制プールから燃料貯蔵プール内に供給される。

燃料貯蔵プールには、燃料貯蔵プール内の冷却水を冷却する冷却水冷却装置、及び蒸発量に相当する量の冷却水を供給する冷却水補給装置を有する核燃料冷却装置が設けられる。前述した非常用炉心冷却装置も、一種の核燃料冷却装置であり、原子炉圧力容器内の炉心に装荷された核燃料（燃料集合体）を冷却する。

特開昭６２−２１７１９３号公報 特開平６−１７０３６１号公報 特開２００９−１６２５１４号公報

発明者らは、核燃料冷却装置、具体的には、非常用炉心冷却装置、及び燃料貯蔵プールに設けられた核燃料冷却装置の信頼性を向上させるために、これらの核燃料冷却装置で生じる事象を検討した。

非常用炉心冷却装置では、前述したように、圧力抑制プール内の冷却水及び復水貯蔵タンク内の冷却水が原子炉圧力容器内の炉心に供給される。しかしながら、圧力抑制プール及び復水貯蔵タンク内のそれぞれの冷却水は有限である。このため、非常時に非常用炉心冷却装置を用いて両方の冷却水を炉心に供給したときに冷却水の炉心への供給量が不足する事象が発生した場合、及び何らかの原因で圧力抑制プール内の冷却水の炉心への供給ができなくなり炉心に供給できる冷却水が復水貯蔵タンク内の冷却水のみである場合には、炉心内の核燃料の冷却が十分に行えなくなる可能性がある。

このように、沸騰水型原子力プラントに蓄えられている冷却水が不足して炉心の冷却ができなくなった場合でも、炉心の冷却を可能にすることが望まれる。

また、燃料貯蔵プールに設けられた核燃料冷却装置でも、核燃料冷却装置を用いて両方の冷却水を燃料貯蔵プールに供給したときに冷却水の燃料貯蔵プールへの供給量が不足する事象が発生した場合、及び何らかの原因で圧力抑制プール内の冷却水の燃料貯蔵プールへの供給ができなくなり燃料貯蔵プールに供給できる冷却水が復水貯蔵タンク内の冷却水のみである場合には、燃料貯蔵プール内の核燃料（使用済燃料集合体）の冷却が十分にできなくなる可能性がある。

本発明の目的は、原子力プラント内に保有する冷却水による核燃料の冷却が不可能になった場合においても核燃料を冷却することができる核燃料冷却方法及び核燃料冷却装置を提供することにある。

上記した目的を達成する本発明の特徴は、冷却水源タンク内の冷却水を、冷却水が充填されてこの冷却水中に核燃料を配置している、原子力プラントの構造物内に注入し、冷却水源タンク内の水位が設定水位に低下したとき、海水を淡水化装置に供給してこの海水から淡水を生成し、生成された淡水を冷却水源タンクに供給し、冷却水源タンク内の淡水を冷却水としてその構造物内に注入する核燃料冷却方法であって、
その淡水化装置として逆浸透膜装置を用い、冷却水源タンク内の水位が設定水位に低下し且つ冷却水源タンク内の冷却水を構造物内に供給するポンプに不具合が生じたときには、逆浸透膜装置に設けられた高圧ポンプを用いて海水を逆浸透膜装置の逆浸透膜に供給することにより海水から淡水を生成してこの淡水を冷却水源タンクに供給し、冷却水源タンクから構造物内への淡水の注入がその高圧ポンプを用いて行われることにある。

淡水化装置によって海水から生成された淡水を原子力プラントの、内部に核燃料を配置した構造物内に注入するので、原子力プラント内に保有する冷却水による核燃料の冷却が不可能になった場合においても、淡水化装置によって生成された、冷却水源タンク内の淡水を用いて構造物内の核燃料を冷却することができる。さらに、冷却水源タンク内の冷却水を構造物内に供給するポンプに不具合が生じたときにおいても、淡水化装置である逆浸透膜装置に設けられた高圧ポンプを用いて逆浸透膜装置で生成された淡水を、構造物内に供給することができ、構造物内の核燃料を冷却することができる。

上記した構造物とは、例えば、原子炉圧力容器または燃料貯蔵プールである。

本発明によれば、原子力プラント内に保有する冷却水による核燃料の冷却が不可能になった場合においても核燃料を冷却することができる。さらに、冷却水源タンク内の冷却水を構造物内に供給するポンプに不具合が生じた場合においても、淡水化装置である逆浸透膜装置で生成された淡水を、逆浸透膜装置に設けられた高圧ポンプを用いて構造物内に供給することができ、構造物内の核燃料を冷却することができる。

本発明の好適な一実施例である実施例１の核燃料冷却方法に用いられる核燃料冷却装置である非常用炉心冷却装置の構成図である。 本発明の好適な他の実施例である実施例２の核燃料冷却方法に用いられる核燃料冷却装置である非常用炉心冷却装置の構成図である。 本発明の好適な他の実施例である実施例３の核燃料冷却方法に用いられる核燃料冷却装置である非常用炉心冷却装置の構成図である。 本発明の好適な他の実施例である実施例４の核燃料冷却方法に用いられる核燃料冷却装置である、燃料貯蔵プールに設けられる核燃料冷却装置の構成図である。 本発明の好適な他の実施例である実施例５の核燃料冷却方法に用いられる核燃料冷却装置である、燃料貯蔵プールに設けられる核燃料冷却装置の構成図である。

本発明の実施例を以下に説明する。

本発明の好適な一実施例である実施例１の核燃料冷却方法を、図１を用いて説明する。本実施例の核燃料冷却方法は沸騰水型原子力プラントに適用される。

本実施例の核燃料冷却方法が適用される沸騰水型原子力プラントは、図１に示すように、原子炉圧力容器２、及び原子炉圧力容器２を取り囲む原子炉格納容器３を有する。原子炉格納容器３は原子炉建屋２３内に設置される。原子炉格納容器３内には、互いに分離されたドライウェル４及び圧力抑制室５が形成される。冷却水３７が充填された圧力抑制プール６が、圧力抑制室５内に形成される。

原子炉圧力容器２はドライウェル４内に配置される。核燃料を含んでいる複数の燃料集合体（図示せず）が装荷された炉心（図示せず）が、原子炉圧力容器２内に配置される。

本実施例の核燃料冷却方法に用いられる核燃料冷却装置である非常用炉心冷却装置１を、図１を用いて説明する。非常用炉心冷却装置１は、原子炉隔離時冷却装置１６、高圧炉心注水装置８、低圧炉心注水装置（図示せず）、及び淡水化装置である逆浸透膜装置４６を備えている。原子炉隔離時冷却装置１６は、冷却水供給管１８及び２１、及び冷却水供給管１８に設けられたポンプ１７を有する。冷却水供給管１８の一端が圧力抑制プール６内の冷却水３７中に配置されたストレーナ１９に接続される。冷却水供給管１８の他端が原子炉圧力容器２に接続される。開閉弁２０がポンプ１７の上流で冷却水供給管１８に設けられる。冷却水供給管２１の一端が復水貯蔵タンク(冷却水源タンク)１５に接続され、冷却水供給管２１の他端が開閉弁２０とポンプ１７の間で冷却水供給管１８に接続される。開閉弁２２が冷却水供給管２１に設けられる。ポンプ１７には駆動用のタービンが設けられており、このタービンの蒸気供給口には原子炉圧力容器２に接続された蒸気供給管が接続される。タービンの蒸気排出口に接続された蒸気排出管は圧力抑制プール６の冷却水３７中に達している。

高圧炉心注水装置８は、冷却水供給管１０及び１４、冷却水供給管１０に設けられたポンプ９及び冷却水供給管１４に設けられたポンプ１２を有する。冷却水供給管１０の一端が圧力抑制プール６内の冷却水３７中に配置されたストレーナ１１に接続される。冷却水供給管１０の他端が原子炉圧力容器２に接続される。開閉弁４４がポンプ９の上流で冷却水供給管１０に設けられる。冷却水供給管１４の一端が復水貯蔵タンク１５に接続され、冷却水供給管１４の他端がポンプ９の下流で冷却水供給管１０に接続される。開閉弁１３がポンプ１２の下流で冷却水供給管１４に設けられる。

逆浸透膜装置４６は、後述の実施例２と同様に、逆浸透膜４７及び高圧ポンプ４８を有する（図２参照）。逆浸透膜装置４６の詳細な構成を、図２を用いて説明する。逆浸透膜４７は、容器５２内に設置され、容器５２内を被処理水（海水）領域と透過水領域に分離している。逆浸透膜４７は、逆浸透圧に耐えるように、透過水を通す多孔質の支持部材（図示せず）に取り付けられている。高圧ポンプ４８は容器５２の上流に配置されて海水供給管２４に設けられる。海水供給管２４は海まで伸びている。高圧ポンプ４８の下流で海水供給管２４は、容器５２に接続され、容器５２内の被処理水領域に連絡される。逆浸透膜４７を透過した透過水を導く配管２６が、容器５２に接続されて容器５２内の透過水領域に連絡され、さらに、復水貯蔵タンク１５に接続される。開閉弁５３を設けた排出管５１が、容器５２に接続され、容器５２内の被処理水領域に連絡される。

水位計２１が復水貯蔵タンク１５に設けられる。外部電源２７（または非常用ディーゼル発電機）に接続されるケーブル２８が遮断器２９を介して高圧ポンプ４８に接続される。また、電源車３０に搭載された発電設備（図示せず）がケーブル４５により高圧ポンプ４８に接続される。

図示されていないが、低圧炉心注水装置では、高圧炉心注水装置８と同様に、一端が圧力抑制プール６内の冷却水３７中に配置された他のストレーナに接続されてポンプが設けられた冷却水供給管の他端が原子炉圧力容器２に接続され、一端が復水貯蔵タンクに接続されてポンプ及び開閉弁が設けられた他の冷却水供給管の他端が前述の他のストレーナに接続された冷却水供給管に接続される。

冷却材喪失事故が発生したことを想定する。冷却水喪失事故では、原子炉圧力容器２に接続された配管、例えば、主蒸気配管が原子炉格納容器３内で破断し、原子炉圧力容器２内の高温高圧の冷却水が主蒸気配管の破断箇所からドライウェル４に高温の蒸気となって噴射される。このため、原子炉圧力容器２内の冷却水の水位が低下し、炉心に装荷された燃料集合体の冷却が阻害される危険性がある。このような状態を避けるために、非常用炉心冷却装置１の作動により原子炉圧力容器２内に冷却水を供給し、炉心の燃料集合体を冷却する。原子炉圧力容器２内の圧力が所定圧力よりも高いときには冷却水が高圧炉心注水装置８及び原子炉隔離時冷却装置１６により原子炉圧力容器２内に供給され、原子炉圧力容器２内の圧力が所定圧力よりも高いときには冷却水が低圧炉心注水装置により原子炉圧力容器２内に供給される。このとき、原子炉圧力容器２内に注入される冷却水として、復水貯蔵タンク１５内の冷却水３６及び圧力抑制プール６内の冷却水３７が使用される。

高圧炉心注水装置８及び原子炉隔離時冷却装置１６が正常な場合には、冷却材喪失事故が発生したとき、開閉弁１３及び２２が開いてポンプ１２及び１７が駆動し、高圧炉心注水装置８及び原子炉隔離時冷却装置１６が作動する。ポンプ１７は、原子炉圧力容器２内の蒸気がポンプ１７の駆動用のタービンに導かれることにより駆動される。高圧炉心注水装置８では、復水貯蔵タンク１５内の冷却水３６が、冷却水供給管１４及び冷却水供給管１０を通って原子炉圧力容器２内に注入される。原子炉隔離時冷却装置１６では、復水貯蔵タンク１５内の冷却水３６が、冷却水供給管２１及び冷却水供給管１８を通って原子炉圧力容器２内に注入される。冷却水３６の原子炉圧力容器２内への注入によって炉心内の燃料集合体が冷却される。水位計２１で計測された、復水貯蔵タンク１５内の冷却水３６の水位が下限の設定水位（以下、下限設定水位という）まで低下したとき、高圧炉心注水装置８及び原子炉隔離時冷却装置１６が正常な場合には開閉弁４４及び２０が開いてポンプ９が駆動され、圧力抑制プール６内の冷却水３７が冷却水供給管１０及び１８を通して原子炉圧力容器２内に供給される。このとき、ポンプ１２が停止され、開閉弁１３及び２２が閉じられる。

しかしながら、原子炉圧力容器２に供給する冷却水の水源を復水貯蔵タンク１５から圧力抑制プール６に切り替えるとき、例えば、何らかの理由により開閉弁４４及び２０が開かなかったとする。この場合には、圧力抑制プール５内の冷却水３７を原子炉圧力容器２に供給することができず、やがて、炉心内の燃料集合体の冷却が困難な事態に陥る。開閉弁４４及び２０のそれぞれの開度は検出されており、検出されたそれぞれの開度に基づいて、開閉弁４４及び２０が開状態になったか、閉状態のままかを知ることができる。

復水貯蔵タンク１５内の冷却水３６の水位が下限設定水位まで低下したときに、開閉弁４４及び２０が開かず、高圧炉心注水装置８及び原子炉隔離時冷却装置１６による冷却水３７の原子炉圧力容器２への供給が不可能な事態に陥った場合には、本実施例では、逆浸透膜装置４６の高圧ポンプ４８が駆動される。海水供給管２４内を導かれてこの高圧ポンプ４８で昇圧された海水が、逆浸透膜装置４６の容器５２内の被処理領域に供給される。この海水は、高圧ポンプ４８の駆動により、海から海水供給管２４内に流入する。その被処理領域に到達した海水に含まれる水が逆浸透膜４７を透過する。その被処理水領域内の被処理水である海水の圧力が所定の逆浸透圧になるように、排出管５１に設けられた開閉弁５３の開度を調節する。逆浸透膜４７を透過した透過水は、海水に含まれる成分を含んでいなくて淡水であり、容器５２内の透過水領域に達する。淡水であるその透過水は、配管２６を通って復水貯蔵タンク１５に供給される。供給される透過水によって復水貯蔵タンク１５内の水位が上昇する。容器５２内の被処理水領域に流入した海水は、含まれる海水成分が濃縮されて排出管５１に排出され、海に戻される。

高圧ポンプ４８の駆動は、以下のようにして行われる。水位計２１で計測された、復水貯蔵タンク１５内の水位が制御装置２５に入力される。制御装置２５は、水位計２１から入力した水位の計測値が低下して下限設定水位になったときで開閉弁２０及び４４が開かないときに遮断器２９を閉じる。外部電源２７から電力がケーブル２８を通して高圧ポンプ４８に供給され、高圧ポンプ４８が駆動される。このとき、ポンプ１２及び開閉弁１３及び２２には、外部電源２７から電力が供給される。もし、開閉弁２０及び４４が正常であれば、ポンプ９も含めて外部電源から供給される電力により作動される。外部電源２７が喪失しているときには、高圧ポンプ４８を含むそれらは駆動されているディーゼル発電機から供給される電力で作動される。また、所内電源及び外部電源が喪失し、ディーゼル発電機が駆動されない場合には、開閉弁２０及び４４が開かない状態で水位が下限設定水位に低下したとき、制御装置２５は、電源車３０に搭載された発電機を駆動する。この発電機で発生した電力がケーブル４５を通して高圧ポンプ４８に供給され、高圧ポンプ４８が駆動して逆浸透膜４７内に海水を供給することができる。電源車３０に搭載された発電機を駆動するときには、ポンプ１２及び開閉弁１３及び２２は、別の電源車から供給される電力で作動されている。

透過水の供給により復水貯蔵タンク１５内の水位が下限設定水位よりも高い上限設定水位まで上昇したとき、制御装置２５は、遮断器２９を開いて高圧ポンプ４８への電力の供給を停止する。これにより、逆浸透膜４７内への海水の供給が停止される。復水貯蔵タンク１５内の水位が、再度、下限設定水位まで低下したとき、遮断器２９が閉じて高圧ポンプ４８が駆動され、逆浸透膜４７を透過した透過水が復水貯蔵タンク１５に供給される。復水貯蔵タンク１５内の水位が下限設定水位まで低下した場合には、その水位が上限設定水位になるまで、遮断器２９が閉じており、高圧ポンプ４８の駆動が継続され、配管２６を通して透過水が復水貯蔵タンク１５に供給される。

逆浸透膜４７を透過して復水貯蔵タンク１５内に供給された淡水の透過水は、冷却水３６として、高圧炉心注水装置８の冷却供給管１４及び１０を通して、原子炉隔離時冷却装置１６の冷却水供給管２１及び１８を通して原子炉圧力容器２に供給される。例えば、開閉弁４４及び２０の不具合により高圧炉心注水装置８及び原子炉隔離時冷却装置１６により圧力抑制プール６の冷却水３７を原子炉圧力容器２内に供給することができない事象が生じても、逆浸透膜装置４６による海水の淡水化により生成された淡水が復水貯蔵タンク１５に供給され、この淡水である冷却水３６によって原子炉圧力容器２内の炉心に装荷された燃料集合体を継続して冷却することができる。

原子炉圧力容器２内の圧力が設定圧力まで低下したとき、前述の低圧炉心注水装置が作動され、低圧炉心注水装置が正常である場合には、圧力抑制プール６の冷却水が原子炉圧力容器２内に供給される。もし、高圧炉心冷却装置８と同様に、低圧炉心冷却装置においても、圧力抑制プール６内の冷却水３７中に配置されたストレーナと原子炉圧力容器２を連絡する冷却水供給管に設けられた開閉弁が開かないときには、低圧炉心冷却装置によって冷却水３７を原子炉圧力容器２に供給することができない。この場合には、高圧炉心注水装置８及び原子炉隔離時冷却装置１６の場合と同様に、逆浸透膜装置４６によって生成されて復水貯蔵タンク１５に蓄えられた淡水を、冷却水３６として、復水貯蔵タンク１５に接続される、低圧炉心冷却装置の冷却水供給管を利用して原子炉圧力容器２に供給することができる。このように、本実施例では、低圧炉心冷却装置により圧力抑制プール６内の冷却水３７を原子炉圧力容器２に供給することができない事象が発生した場合でも、逆浸透膜装置４６における海水の淡水化で生成された淡水を、冷却水３６として原子炉圧力容器２に供給することができる。

本実施例では、圧力抑制プール６と燃料貯蔵プール７がポンプ（図示せず）を設けた冷却水供給管（図示せず）で連絡されている。燃料貯蔵プール内の冷却水３８が燃料貯蔵プール７内に保管されている使用済燃料集合体（図示せず）で発生する崩壊熱による加熱により蒸発した冷却水３８の量を補給するために、この冷却水供給管を通して圧力抑制プール６内の冷却水３７が燃料貯蔵プール７に供給される。

さらに、燃料貯蔵プール７内に保管されている使用済燃料集合体を冷却するための冷却水冷却装置５５が燃料貯蔵プール７に設けられている。冷却水冷却装置５５は、冷却装置５６及びポンプ５７を有する。冷却装置５６及びポンプ５７は、一端部が燃料貯蔵プール７の上端部に接続されて他端部が燃料貯蔵プール７の底部に接続される冷却水配管５８に設置されている。燃料貯蔵プール７内で使用済燃料集合体内を上昇して使用済燃料集合体で発生する崩壊熱によって温度が上昇した冷却水３８は、ポンプ５７の駆動により、使用済燃料集合体よりの上方で冷却水配管５８に流入する。この冷却水３８は、冷却装置５６で冷却されて温度が低下し、燃料貯蔵プール７の底部に供給される。燃料貯蔵プール７内の使用済燃料集合体は冷却装置５６で冷却されて温度が低下した冷却水３８によって冷却される。

低圧炉心冷却装置により原子炉圧力容器２に冷却水を供給するとき、何らかの要因（例えば、原子炉圧力容器２に接続された配管に微小な貫通き裂が発生してこの貫通き裂から原子炉圧力容器２内の冷却水が漏洩）により原子炉圧力容器２内に冷却水を供給する期間が長くなり、復水貯蔵タンク１５内の冷却水３６及び圧力抑制プール６内の冷却水３７のうち原子炉圧力容器２に供給できる容量を全部使い切ってそれ以上、復水貯蔵タンク１５及び圧力抑制プール６から冷却水を原子炉圧力容器２に供給することができなる場合であっても、逆浸透膜装置４６における海水の淡水化で生成された淡水を復水貯蔵タンク１５に供給する本実施例は、その淡水を冷却水３７として原子炉圧力容器２に供給することができる。この場合には、低圧炉心冷却装置の、圧力抑制プールと原子炉圧力容器を連絡する冷却水供給管に設けられた開閉弁は正常に開いている。

本実施例によれば、原子炉圧力容器２内の高温高圧の冷却水がドライウェル４に高温の蒸気となって放出される事象（例えば、冷却材喪失事故）が発生したとき、逆浸透膜装置４６における海水の淡水化で生成された淡水を復水貯蔵タンク１５内に供給することができるので、圧力抑制プール６内の冷却水３７を原子炉圧力容器２に供給することができない事象が発生しても、その淡水を冷却水として原子炉圧力容器に供給することができ、炉心内の燃料集合体を冷却することができる。

また、本実施例では、海水の淡水化により生成された淡水を原子炉圧力容器２内に供給するので、海水成分（例えば、Ｃｌ⁻）が原子炉圧力容器２内に供給されることを防止できる。このため、冷却材喪失事故が発生した沸騰水型原子力プラントは、修復後に再利用することができる。

水位計２１で計測された復水貯蔵タンク１５内の水位に基づいて制御装置２５が高圧ポンプ４８の駆動及び停止を制御するので、運転員の負担を軽減することができる。制御装置２５を用いないで運転員が水位計２１の計測値に基づいて遮断器２９のＯＮ、ＯＦＦを行って高圧ポンプ４８の駆動及び停止を制御しても良い。

沸騰水型原子力プラントには、残留熱除去装置が設けられている。この残留熱除去装置は、原子炉の停止時に炉心で発生する崩壊熱を除去する機能を有し、原子炉圧力容器２内の冷却水を冷却装置に導いて冷却し、冷却された冷却水を原子炉圧力容器２に戻している。この残留熱除去装置の冷却装置の入口に接続される配管に、圧力抑制プール６の冷却水３７中に浸漬される一端部を有する冷却水供給管及び復水貯蔵タンク１５に接続される冷却水供給管を接続する。このような構成により、逆浸透膜装置４６で淡水化されて復水貯蔵タンク１５に供給された淡水を、冷却水３７として残留熱除去装置の冷却装置を通して原子炉圧力容器２に供給することができる。このような残留熱除去装置に、逆浸透膜装置４６に連絡される復水貯蔵タンク１５を接続して構成される装置も、低圧炉心冷却装置として機能させることができ、冷却材喪失事故時において炉心の燃料集合体を冷却することができる。

本発明の好適な他の実施例である実施例２の核燃料冷却方法を、図２を用いて説明する。本実施例の核燃料冷却方法は沸騰水型原子力プラントに適用される。

本実施例の核燃料冷却方法に用いられる核燃料冷却装置である非常用炉心冷却装置１Ａを、図２を用いて説明する。非常用炉心冷却装置１Ａは、実施例１に用いられる非常用炉心冷却装置１に、開閉弁３４が設けられて復水貯蔵タンク１５をバイパスするバイパス配管３３を追加した構成を有する。バイパス配管３３の上流端部が配管２６に接続され、バイパス配管３３の下流端部が冷却水供給管１４に接続される。開閉弁３２が配管２６とバイパス配管３３の接続点よりも下流で配管２６に設けられる。開閉弁３１が高圧ポンプ４８の上流で海水供給管２４に設けられる。開閉弁３２の下流側の配管２６と高圧ポンプ４８と開閉弁３１の間の海水供給管２４が、開閉弁３７を設けた配管３６によって接続される。開閉弁５０を設けた配管４９の一端部が高圧ポンプ４８と容器５２の間で海水供給管２４に接続され、配管４９の他端部が配管２６とバイパス配管３３の接続点よりも上流で配管２６に接続される。逆止弁３５がバイパス配管３３と冷却水供給管１４の接続点よりも上流で冷却水供給管１４に設けられる。非常用炉心冷却装置１Ａの他の構成は非常用炉心冷却装置１と同じである。

逆浸透膜装置４６の詳細な構成の説明は、図２を用いて実施例１で行っているので、ここでは省略する。図２に示された逆浸透膜装置４６は、前述の実施例１、及び後述の実施例３〜５においても用いられる。

万が一、冷却材喪失事故が発生したとき、実施例１と同様に、高圧炉心注水装置８及び原子炉隔離時冷却装置１６を用いて復水貯蔵タンク１５内の冷却水３７を原子炉圧力容器２内に供給する。また、水位計２１で計測された復水貯蔵タンク１５内の冷却水３６が下限設定水位まで低下したときで、高圧炉心注水装置８及び原子炉隔離時冷却装置１６により圧力抑制プール６内の冷却水３７の原子炉圧力容器２への注水ができない事象が発生したときには、実施例１と同様に、水位計２１で計測された水位を入力する制御装置２５が、遮断器２９を閉じ、高圧ポンプ４８を駆動させる。開閉弁３１及び３２が開いており、開閉弁３４，３７及び５０が閉じている。海水供給管２４によって導かれる海水が容器５２内の被処理水領域に供給され、海水に含まれる水が逆浸透膜４７を透過する透過水となって容器５２内の透過水領域から配管２６に排出される。この透過水は復水貯蔵タンク１５に流入し、ポンプ１２により昇圧されて冷却水供給管１４及び１０を通って原子炉圧力容器２に注入される。復水貯蔵タンク１５内の透過水は、さらに、ポンプ１７の駆動によって冷却水供給管２１及び１８を通って原子炉圧力容器２に注入される。容器５２内の被処理水領域で塩分濃度が高くなった濃縮水は排出管５１に排出される。

このとき、万が一、ポンプ１２に不具合が生じてポンプ１２が駆動されないときには、開閉弁３１及び３２が閉じられ、開閉弁３４，３７及び５０が開けられる。ポンプ１２に不具合が生じて冷却水３６の昇圧が不可能になったときには、冷却水供給管１４に設けられた圧力計５４で計測される圧力が低下するので、圧力計５４で計測された圧力を監視することによりポンプ１２に不具合が生じていることを知ることができる。高圧ポンプ４８が駆動されているので、復水貯蔵タンク１５内の水（冷却水３６）が配管２６及び３６を通って高圧ポンプ４８に導かれて昇圧され、配管４９及び２６、及びバイパス配管３３を通って冷却水供給管１４に流入する。また、高圧ポンプ４８で昇圧されたその水の一部は、容器５２内の被処理水領域に流入する。開閉弁５３が閉じているので、被処理水領域に流入したその水は、逆浸透膜４７を透過して透過水となって、容器５２内の透過水領域から配管２６に排出され、配管２６内で配管４９から配管２６に供給される水に混合されて冷却水供給管１４に流入する。冷却水供給管１４に流入したこの水は、冷却水として、冷却水供給管１４及び１０を通って原子炉圧力容器２に供給される。

復水貯蔵タンク１５内の水位が下限設定水位まで低下したとき、水位計２１の計測値を入力する制御装置２５が、高圧ポンプ４８を一旦停止させ、開閉弁３１及び３２を開いて開閉弁３４，３７及び５０を閉じる。その後、高圧ポンプ４８が制御装置２５によって駆動され、海水供給管２４で供給される海水が高圧ポンプ４８で昇圧されて容器５２内の被処理水領域に供給される。この被処理水領域内の海水に含まれる水が逆浸透膜２７を透過して淡水となり、さらに、容器５２内の透過水領域から配管２６を通して復水貯蔵タンク１５に供給される。復水貯蔵タンク１５内に透過水が蓄えられ、復水貯蔵タンク１５内の水位が上昇する。この水位が上限設定水位に達したとき、制御装置２５の作用により、高圧ポンプ４８の駆動が停止され、開閉弁３１及び３２が閉じられて開閉弁３４，３７及び５０が開く。その後、高圧ポンプ４８が駆動されると、復水貯蔵タンク１５内の透過水が、冷却水として、前述したように、配管２６，３６，４９及び２６、及びバイパス配管３３を通って冷却水供給管１４内に流入する。この透過水は、冷却水供給管１４及び１０を通って原子炉圧力容器２に供給される。

前述の開閉弁３１，３２，３４，３７及び５０の開閉操作は、図２に図示されていないが、制御装置２５で行われる。

本実施例では、復水貯蔵タンク１５内の水が高圧ポンプ４８により原子炉圧力容器２内に供給されて復水貯蔵タンク１５内の水位が下限設定水位まで低下した後で、逆浸透膜装置４６で生成された淡水が復水貯蔵タンク１５に供給されている間、復水貯蔵タンク１５から原子炉圧力容器２への冷却水の注入が停止される。しかしながら、この冷却水の注入停止期間は短いので、その間、冷却水が原子炉圧力容器２に供給されなくても、原子炉圧威力容器２内の水位が炉心よりも上方に存在し、炉心内の燃料集合体は十分に冷却される。その淡水の供給により復水貯蔵タンク１５内の水位が上限設定水位に達したとき、再び、復水貯蔵タンク５から原子炉圧力容器２に冷却水を注入することができる。

逆浸透膜装置４６の基数を増加することにより、逆浸透膜装置４６で生成される淡水の量を増加させることができる。このような対策を講じることにより、復水貯蔵タンク１５内の水位を下限設定水位から上限設定水位まで上昇させる時間を短縮することができ、復水貯蔵タンク１５から原子炉圧力容器２に冷却水が注入できなくなる時間を短縮することができる。このため、原子炉圧力容器２内の冷却水の温度上昇を抑制することができ、炉心内の燃料集合体の冷却効率が向上する。

バイパス弁３４を有する他のバイパス配管３３は、配管２６、及び低圧炉心冷却装置の、復水貯蔵タンク１５に連絡される冷却水供給管に接続される。このように、配管２６に接続された他のバイパス配管３３を、低圧炉心冷却装置の、復水貯蔵タンク１５に連絡される冷却水供給管に接続することにより、低圧炉心冷却装置による圧力抑制プール６内の冷却水３７の原子炉圧力容器２への供給が不可能な事象が発生し、低圧炉心冷却装置のその冷却水供給管に設けられたポンプに不具合が生じた場合でも、前述した高圧炉心注水装置８でポンプ１２に不具合が生じた場合と同様に、逆浸透膜装置４６による海水の淡水化で生成された淡水を、冷却水として、低圧炉心冷却装置により原子炉圧力容器２に供給することができる。

本実施例は実施例１で生じる各効果を得ることができる。さらに、本実施例は、高圧炉心注水装置８または低圧炉心注水装置の、復水貯蔵タンク１５内の冷却水を原子炉圧力容器２に供給するポンプに不具合が生じた場合においても、逆浸透膜装置４６の高圧ポンプ４８を用いて逆浸透膜装置４６で生成された透過水（淡水）を、冷却水として原子炉圧力容器２に供給することができ、炉心内の燃料集合体を冷却することができる。

本実施例では、ポンプ１２に不具合が生じて高圧水ポンプ４８を用いて復水貯蔵タンク１５内の冷却水３６（透過水）を原子炉圧力容器２に注水するとき、高圧ポンプ４８で昇圧された冷却水３６の一部が容器５２内の被処理水領域に供給されるが、高圧ポンプ４８で昇圧された大部分の冷却水３６が配管４９を通るので、逆浸透膜４７の損傷を防止することができる。

本発明の好適な他の実施例である実施例３の核燃料冷却方法を、図３を用いて説明する。本実施例の核燃料冷却方法は沸騰水型原子力プラントに適用される。

本実施例の核燃料冷却方法に用いられる核燃料冷却装置である非常用炉心冷却装置１Ｂを、図３を用いて説明する。非常用炉心冷却装置１Ｂは、実施例１に用いられる非常用炉心冷却装置１に脱塩装置３９、及び開閉弁４１を設けたバイパス配管４０を追加した構成を有する。脱塩装置３９は配管２６に設けられ、脱塩装置３９をバイパスするバイパス配管４０の両端部が配管２６に接続される。非常用炉心冷却装置１Ｂの他の構成は実施例１に用いられる非常用炉心冷却装置１と同じである。

本実施例においても、実施例１と同様に、冷却材喪失事故が発生したとき、高圧炉心注水装置８及び原子炉隔離時冷却装置１６による復水貯蔵タンク１５内の冷却水３６の原子炉圧力容器２への注水が行われる。さらに、水位計２１で計測された復水貯蔵タンク１５内の冷却水３６が下限設定水位まで低下したときで、高圧炉心注水装置８及び原子炉隔離時冷却装置１６により圧力抑制プール６内の冷却水３７の原子炉圧力容器２への注水が不可能な事象が発生したときには、実施例１と同様に、逆浸透膜装置４６による海水の淡水化で生成された淡水が、冷却水として、高圧炉心注水装置８及び原子炉隔離時冷却装置１６により原子炉圧力容器２に注水することができる。低圧炉心注水装置を駆動しているときにおいても、圧力抑制プール６内の冷却水３７の原子炉圧力容器２への注水が不可能な事象が発生したときには、逆浸透膜装置４６により生成された淡水を、冷却水として、低圧炉心注水装置により原子炉圧力容器２に注水することができる。

逆浸透膜装置４６の運転開始時及び運転末期では、逆浸透膜４７の性能が低下するので、逆浸透膜装置４６で生成される透過水の水質が悪化する。すなわち、逆浸透膜４７を透過する透過水の導電率の値が高くなる。このため、本実施例では、逆浸透膜装置４６の運転開始時及び運転末期において開閉弁４１を閉じ、逆浸透膜装置４６により生成された淡水である透過水を、脱塩装置３９を通過させて復水貯蔵タンク１５に供給する。その透過水が脱塩装置３９に供給されるため、透過水が浄化され、透過水の導電率が低下する。このため、逆浸透膜装置４６の運転開始時及び運転末期においても、導電率の低い透過水を、冷却水として高圧炉心注水装置８及び原子炉隔離時冷却装置１６または低圧炉心注水装置により原子炉圧力容器２に注水することができる。

逆浸透膜装置４６の運転開始時及び運転末期以外の逆浸透膜装置４６の運転時においては、開閉弁４１を開いて、逆浸透膜装置４６で生成された淡水の透過水を、バイパス配管４０を通して復水貯蔵タンク１５に導く。このときの透過水の導電率は低いので、逆浸透膜装置４６の、運転開始時及び運転末期以外の運転時においても、導電率の低い透過水を冷却水として原子炉圧力容器２に注水することができる。

本実施例は実施例１で生じる各効果を得ることができる。本実施例では、脱塩装置３９を配管に設けているので、導電率の低い透過水を冷却水として原子炉圧力容器２に注水することができる。また、開閉弁４１を設けたバイパス配管４０を設けているので、透過水の導電率が低い、逆浸透膜装置４６の、運転開始時及び運転末期以外の運転時において、脱塩装置３９に透過水の供給量が低減され、脱塩装置３９内に充填されたイオン交換樹脂の脱塩性能の劣化を抑制することができる。開閉弁４１を設けたバイパス配管４０を配管２６に接続しなくても、導電率の低い透過水を冷却水として原子炉圧力容器２に注水することができる。

実施例２において用いられる構成、すなわち、開閉弁３４を設けたバイパス配管３３、開閉弁３７を設けた配管３６及び開閉弁５０を設けた配管４９、及び開閉弁３１及び３２を本実施例に適用することができる。この場合には、バイパス配管３３と配管２６の接続点、及び配管４９と配管２６の接続点は、脱塩装置３９の下流に配置される。このような構成を用いることによって、本実施例は、実施例２と同様に、高圧ポンプ４８を用いて復水貯蔵タンク１５内の冷却水（例えば、逆浸透膜４７の透過水）を原子炉圧力容器２に供給することができる。

本発明の好適な他の実施例である実施例４の核燃料冷却方法を、図４を用いて説明する。本実施例の核燃料冷却方法は、沸騰水型原子力プラントの燃料貯蔵プールに貯蔵される使用済燃料集合体の冷却に適用される。

本実施例の核燃料冷却方法に用いられる核燃料冷却装置１Ｃを、図４を用いて説明する。核燃料冷却装置１Ｃは、冷却水冷却装置５５、冷却水補給装置５９及び逆浸透膜装置４６を備えている。冷却水冷却装置５５は、実施例１と同じ構成を有する。

冷却水補給装置５９は、冷却水供給管４３及び１４Ａ、冷却水供給管４３に設けられたポンプ４２及び冷却水供給管１４Ａに設けられたポンプ１２Ａを有する。冷却水供給管４３の一端が圧力抑制プール６内の冷却水３７中に配置されたストレーナ１９Ａに接続される。冷却水供給管４３の他端が原子炉圧力容器２に接続される。開閉弁４４がポンプ４２の上流で冷却水供給管４３に設けられる。冷却水供給管１４Ａの一端が復水貯蔵タンク１５に接続され、冷却水供給管１４Ａの他端がポンプ４２の下流で冷却水供給管４３に接続される。開閉弁１３Ａがポンプ１２Ａの下流で冷却水供給管１４に設けられる。

逆浸透膜装置４６は、実施例２と同様に、高圧ポンプ４８、及び内部に逆浸透膜４７を設置した容器５２を有する。

原子炉圧力容器２の炉心から取り出された、核燃料を含む複数の使用済燃料集合体は、燃料貯蔵プール７内の冷却水中に設置された燃料貯蔵ラック（図示せず）内に収納されて保管される。これらの使用済燃料集合体は燃料貯蔵プール７内の冷却水３８によって冷却される。冷却水３８は、使用済燃料集合体内の核燃料の崩壊熱によって加熱され、温度が上昇する。温度が上昇した燃料貯蔵プール７内の冷却水３８は、冷却水冷却装置５５の冷却装置５６に導かれて冷却され、底部から燃料貯蔵プール７内に供給される。

燃料貯蔵プール７内の冷却水の一部は、前述の崩壊熱により加熱されて蒸発する。この蒸発により燃料貯蔵プール７内の冷却水３８が減少するために、冷却水の蒸発量に相当する量の冷却水が燃料貯蔵プール７に補給される。この冷却水の補給が冷却水補給装置５９を用いて行われる。

冷却水補給装置５９を用いた、燃料貯蔵プール７への冷却水の補給について具体的に説明する。燃料貯蔵プール７に設置された水位計（図示せず）で計測された燃料貯蔵プール７内の水位が計測され、計測されたこの水位が第１下限設定水位まで低下したとき、開閉弁１３Ａが開いてポンプ１２Ａが駆動される。ポンプ１２Ａの駆動によって復水貯蔵タンク１５内の冷却水３６が冷却水供給管１４Ａ及び４３を通って燃料貯蔵プール７に供給される。このとき、開閉弁４４は閉じており、ポンプ４２も停止している。冷却水３６の供給により燃料貯蔵プール７内の冷却水３８の水位が第１上限設定水位まで上昇したとき、ポンプ４２の駆動が停止され、燃料貯蔵プール７への冷却水３６の供給が停止される。冷却水補給装置による燃料貯蔵プール７への冷却水の供給は、沸騰水型原子力プラントの運転停止中だけでなく、沸騰水型原子力プラントの運転中においても行われる。燃料貯蔵プール７内における冷却水３８の水位は、燃料貯蔵プール７内に保管された使用済燃料集合体の冷却に支障が生じないように保持される。

復水貯蔵プール１５内の冷却水３６の水位が第２下限設定水位まで低下したとき、ポンプ１２Ａの駆動が停止されて開閉弁１３Ａが閉じられ、そして、開閉弁４４が開けられてポンプ４２が駆動される。ポンプ４２の駆動によって圧力抑制プール６の冷却水３７が冷却水供給管４３を通して燃料貯蔵プール７に供給される。しかしながら、復水貯蔵プール１５内の水位が第２下限設定水位まで低下したときにおいて、開閉弁４４が開かず、圧力抑制プール６の冷却水３７の燃料貯蔵プール７への供給が不可能な状態になった場合には、開閉弁１３Ａが開いてポンプ１２Ａが運転されたままの状態になっており、実施例１と同様に、高圧ポンプ４８が駆動されて海水供給管２４内を導かれる海水が逆浸透膜装置４６の容器５２内の被処理水領域に供給される。この海水に含まれる水が逆浸透膜４７を透過して淡水になる淡水である透過水が、容器５２内の透過水領域から排出され、配管２６を通って復水貯蔵タンク１５に供給される。この透過水が、冷却水３６として、ポンプ１２Ａにより昇圧され、冷却水供給管１４Ａ及び４３を通って燃料貯蔵プール７に供給される。結果的に、逆浸透膜装置４６で生成された淡水が、燃料貯蔵プール７内で使用済燃料集合体の冷却に使用される。

燃料集合体の交換時等の沸騰水型原子力プラントの運転停止中では、高圧ポンプ４８は外部電源２７から供給される電力で駆動される。沸騰水型原子力プラントの運転時においては、高圧ポンプ４８は内部電源から供給される電力で駆動される。なお、外部電源２７、内部電源及びデ非常用ディーゼル発電機から高圧ポンプ４８に電力が供給できないときには、電源車３０からく高圧ポンプ４８に電力が供給される。

本実施例によれば、逆浸透膜装置４６における海水の淡水化で生成された淡水を復水貯蔵タンク１５内に供給することができるので、圧力抑制プール６内の冷却水３７を原子炉圧力容器２に供給することができない事象が発生しても、その淡水を冷却水として燃料貯蔵プール７に供給することができ、燃料貯蔵プール７内に保管されている使用済燃料集合体を冷却することができる。

また、本実施例では、海水の淡水化により生成された淡水を燃料貯蔵プール７２内に供給するので、海水成分（例えば、Ｃｌ⁻）が燃料貯蔵プール７内に供給されることを防止できる。このため、燃料貯蔵プール７の内面を形成しているライニング材、及び燃料貯蔵プールに保管されている使用済燃料集合体に含まれる燃料棒の被覆管の、海水成分による腐食の危険性を解消することができる。

実施例１と同様に、水位計２１で計測された復水貯蔵タンク１５内の水位に基づいて制御装置２５が高圧ポンプ４８の駆動及び停止を制御するので、運転員の負担を軽減することができる。

本実施例においても、実施例２と同様に、開閉弁３４を設けたバイパス配管３３、開閉弁３７を設けた配管３６及び開閉弁５０を設けた配管４９、及び開閉弁３１及び３２を適用することができる。

本発明の好適な他の実施例である実施例５の核燃料冷却方法を、図５を用いて説明する。本実施例の核燃料冷却方法は、沸騰水型原子力プラントの燃料貯蔵プールに貯蔵される使用済燃料集合体の冷却に適用される。

本実施例の核燃料冷却方法に用いられる核燃料冷却装置１Ｄを、図５を用いて説明する。核燃料冷却装置１Ｄは、実施例４で用いる核燃料冷却装置１Ｃに、実施例３と同様に脱塩装置３９、及び開閉弁４１を設けたバイパス配管４０を追加した構成を有する。核燃料冷却装置１Ｄの他の構成は核燃料冷却装置１Ｃと同じである。

本実施例における核燃料冷却装置１Ｃを用いた燃料貯蔵プール７内の使用済燃料集合体の冷却方法は、実施例４における核燃料冷却装置１Ｃを用いた燃料貯蔵プール７内の使用済燃料集合体の冷却方法と同様に行われる。

ただし、本実施例では、逆浸透膜装置４６の運転開始時及び運転末期において開閉弁４１を閉じ、逆浸透膜装置４６により生成された淡水である透過水を、脱塩装置３９を通過させて復水貯蔵タンク１５に供給する。また、逆浸透膜装置４６の運転開始時及び運転末期以外の逆浸透膜装置４６の運転時においては、開閉弁４１を開いて、逆浸透膜装置４６で生成された淡水の透過水を、バイパス配管４０を通して復水貯蔵タンク１５に導く。

このため、本実施例では、導電率は低い透過水を、冷却水として燃料貯蔵プール７に供給することができる。本実施例は実施例４で生じる各効果を得ることができる。

本実施例においても、実施例３と同様に、開閉弁３４を設けたバイパス配管３３、開閉弁３７を設けた配管３６及び開閉弁５０を設けた配管４９、及び開閉弁３１及び３２を適用することができる。

１，１Ａ，１Ｂ…非常用炉心冷却装置（核燃料冷却装置）、１Ｃ，１Ｄ…核燃料冷却装置、２…原子炉圧力容器、３…原子炉格納容器、４…ドライウェル、５…圧力抑制室、６…圧力抑制プール、７…燃料貯蔵プール、８…高圧炉心注水装置、９，１２，１２Ａ，１７，４２…ポンプ、１０，１４，１４Ａ，１６，２１，４３…冷却水供給管、１５…復水貯蔵タンク、２１…水位計、２４…海水供給管、２５…制御装置、２６，３６，４９…配管、３３，４０…バイパス配管、３９…脱塩装置、４６…逆浸透膜装置、４７…逆浸透膜、４８…高圧ポンプ、５２…容器、５５…冷却水冷却装置、５９…冷却水補給装置。

Claims (7)

1. 冷却水源タンク内の冷却水を、冷却水が充填されてこの冷却水中に核燃料を配置している、原子力プラントの構造物内に注入し、前記冷却水源タンク内の水位が設定水位に低下したとき、海水を淡水化装置に供給して前記海水から淡水を生成し、生成された前記淡水を前記冷却水源タンクに供給し、前記冷却水源タンク内の前記淡水を前記冷却水として前記構造物内に注入する核燃料冷却方法であって、
   前記淡水化装置として逆浸透膜装置を用い、前記冷却水源タンク内の水位が設定水位に低下し且つ前記冷却水源タンク内の前記冷却水を前記構造物内に供給するポンプに不具合が生じたときには、前記逆浸透膜装置に設けられた高圧ポンプを用いて前記海水を前記逆浸透膜装置の逆浸透膜に供給することにより前記海水から前記淡水を生成してこの淡水を前記冷却水源タンクに供給し、前記冷却水源タンクから前記構造物内への前記淡水の注入が前記高圧ポンプを用いて行われることを特徴とする核燃料冷却方法。
2. 前記冷却水源タンク内の前記淡水が前記構造物である原子炉圧力容器または燃料貯蔵プールに注入される請求項１に記載の核燃料冷却方法。
3. 前記淡水化装置で生成された前記淡水を脱塩装置で浄化し、浄化された前記淡水を前記冷却水源タンクに供給する請求項１または２に記載の核燃料冷却方法。
4. 冷却水が充填される冷却水源タンクと、前記冷却水源タンクに接続されて、冷却水が充填されてこの冷却水中に核燃料を配置している、原子力プラントの構造物に接続される冷却水注入管と、前記冷却水注入管に設けられて前記冷却水源タンク内の前記冷却水を昇圧するポンプと、海水を淡水化し、生成された淡水を前記冷却水源タンクに供給する海水淡水化装置とを備え、
   前記淡水化装置が前記海水を淡水化する逆浸透膜、及び前記逆浸透膜に供給する高圧ポンプを有する逆浸透膜装置であり、第１開閉弁が設けられて前記逆浸透膜で生成された前記淡水を前記冷却水源タンクに導く第１管路、第２開閉弁が設けられて前記冷却水源タンクをバイパスし、前記第１開閉弁の上流で前記第１管路に接続され、前記冷却水注入管に接続される第２管路、前記冷却水源タンクと前記高圧ポンプの流入口を連絡し、第３開閉弁が設けられる第３管路、及び前記高圧ポンプの吐出口に連絡され、前記第１管路と前記第２管路の接続点よりも上流で前記第１管路に接続され、第４開閉弁が設けられる第４管路が設けられていることを特徴とする核燃料冷却装置。
5. 前記冷却水源タンクに設けられた水位計測装置と、前記水位計測装置で計測された水位の情報を入力し、この計測された水位が下限設定水位まで低下したとき、前記淡水化装置を駆動させて前記淡水を生成させる制御装置が設けられた請求項４に記載の核燃料冷却装置。
6. 前記冷却水注入管が前記構造物である原子炉圧力容器または燃料貯蔵プールに接続される請求項４または５に記載の核燃料冷却装置。
7. 前記淡水化装置で生成された前記淡水が前記冷却水源タンクに供給されるときに通過する脱塩装置が設けられた請求項４ないし６のいずれか１項に記載の核燃料冷却装置。

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