JP6774737B2

JP6774737B2 - Reactor safety system

Info

Publication number: JP6774737B2
Application number: JP2015073515A
Authority: JP
Inventors: 重満大塚
Original assignee: Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Current assignee: Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Priority date: 2015-03-31
Filing date: 2015-03-31
Publication date: 2020-10-28
Anticipated expiration: 2035-03-31
Also published as: JP2016194419A

Description

本発明は、原子炉事故が発生したときに、この原子炉を安定して停止させるための原子炉の安全システムに関するものである。 The present invention relates to a nuclear reactor safety system for stably shutting down a nuclear reactor in the event of a nuclear reactor accident.

例えば、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）を有する原子力発電プラントは、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、原子炉の炉心全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電するものである。そして、蒸気発生器は、原子炉からの高温高圧の一次系冷却水の熱を二次系冷却水に伝え、二次系冷却水で水蒸気を発生させるものである。 For example, a nuclear power plant having a Pressurized Water Reactor (PWR) uses light water as a reactor coolant and neutron moderator to produce high-temperature, high-pressure water that does not boil throughout the core of the reactor. Water is sent to a steam generator to generate steam by heat exchange, and this steam is sent to a turbine generator to generate power. Then, the steam generator transfers the heat of the high-temperature and high-pressure primary system cooling water from the nuclear reactor to the secondary system cooling water, and generates steam with the secondary system cooling water.

このような原子力発電プラントは、原子炉事故が発生したとき、この原子炉を安定して停止させるための各種の設備を有している。そして、このような原子炉を安定して停止させるための設備として、静的な設備と動的な設備があり、この静的な設備の長所と動的な設備の長所を組み合わせたハイブリッド安全システムが提案されている。 Such a nuclear power plant has various facilities for stably shutting down the reactor in the event of a reactor accident. There are static equipment and dynamic equipment as equipment for stable shutdown of such a nuclear reactor, and a hybrid safety system that combines the advantages of this static equipment and the advantages of dynamic equipment. Has been proposed.

例えば、下記特許文献１に記載された沸騰水型原子炉のハイブリッド安全系は、原子炉冷却材喪失事故時、動的安全系と静的安全系を組み合わせて原子炉圧力容器を溝浸けし、その後は静的な安全系のみで炉心の冷却を継続するものである。 For example, the hybrid safety system of a boiling water reactor described in Patent Document 1 below combines a dynamic safety system and a static safety system to immerse a reactor pressure vessel in a groove in the event of a reactor coolant loss accident. After that, the cooling of the core is continued only by the static safety system.

特許第５２７９３２５号公報Japanese Patent No. 5279325

ところで、原子炉の安全システムは、深層保護の考え方に基づいて構築されている。即ち、異なる防護レベルにおいて、多重に連続し、且つ、独立した防護策を適用することが不可欠である。従来のハイブリッド安全システムは、一般的に、各防護レベルにて、事故の初期段階で静的な設備を適用し、その後の収束段階で動的な設備を適用する。ところが、炉心溶融などが発生した過酷事故（シビアアクシデント）では、収束段階で動的な設備を適用した場合、運転員に係る負担が大きいことから、運転員に係る負担を低減してより安全なシステムの提案が望まれている。 By the way, the safety system of a nuclear reactor is constructed based on the concept of deep protection. That is, it is essential to apply multiple, continuous and independent protective measures at different levels of protection. Traditional hybrid safety systems generally apply static equipment in the early stages of an accident and dynamic equipment in subsequent convergence stages at each protection level. However, in a severe accident (severe accident) in which a core meltdown occurs, if dynamic equipment is applied at the convergence stage, the burden on the operator is heavy, so the burden on the operator is reduced and it is safer. Proposals for systems are desired.

本発明は、上述した課題を解決するものであり、原子炉事故の発生時に原子炉をより安全に収束させることができる原子炉の安全システムを提供することを目的とする。 The present invention solves the above-mentioned problems, and an object of the present invention is to provide a nuclear reactor safety system capable of safely converging a nuclear reactor in the event of a nuclear reactor accident.

上記の目的を達成するための本発明の原子炉の安全システムは、炉心溶融が発生しない防護レベルでの事象初期段階で作動する第１静的設備と、炉心溶融が発生しない防護レベルでの事象収束段階で作動する動的設備と、炉心溶融が発生する防護レベルでの事象初期段階及び事象収束段階で作動する第２静的設備と、を備えることを特徴とするものである。 The reactor safety system of the present invention for achieving the above object is a first static facility that operates at an initial stage of an event at a protection level where a core meltdown does not occur, and an event at a protection level where a core meltdown does not occur. It is characterized by including a dynamic facility that operates in the convergence stage and a second static facility that operates in the event initial stage and the event convergence stage at the protection level where core meltdown occurs.

従って、炉心溶融が発生しない防護レベルにて、事象初期段階で第１静的設備が作動し、事象収束段階で動的設備が作動する。そして、炉心溶融が発生する防護レベルに至ると、事象初期段階から事象収束段階まで第２静的設備が作動する。そのため、炉心溶融に至るような状態で、事象初期段階から事象収束段階にかけて、外部電源などの駆動源を不要とし、且つ、運転員による判断なしに事故収束を継続することができる。そして、この間、運転員は、炉心損傷防止のための操作に集中することができる。その結果、原子炉事故の発生時に原子炉をより安全に収束させることができ、信頼性を向上することができる。 Therefore, at the protection level where core meltdown does not occur, the first static equipment operates in the initial stage of the event, and the dynamic equipment operates in the event convergence stage. Then, when the protection level at which core meltdown occurs is reached, the second static equipment operates from the event initial stage to the event convergence stage. Therefore, in a state where the core melts, the drive source such as an external power source is unnecessary from the event initial stage to the event convergence stage, and the accident convergence can be continued without the judgment of the operator. During this time, the operator can concentrate on the operation for preventing core damage. As a result, the reactor can be converged more safely in the event of a reactor accident, and reliability can be improved.

本発明の原子炉の安全システムでは、前記第２静的設備と前記動的設備は、それぞれ独立して作動する設備であることを特徴としている。 The reactor safety system of the present invention is characterized in that the second static equipment and the dynamic equipment are equipment that operate independently of each other.

従って、炉心溶融が発生しない防護レベルで作動する動的設備と、炉心溶融が発生する防護レベルで作動する第２静的設備とが独立することから、多重防護設備を確立することができ、安全性及び信頼性を向上することができる。 Therefore, since the dynamic equipment that operates at the protection level where the core meltdown does not occur and the second static equipment that operates at the protection level where the core meltdown occurs are independent, it is possible to establish multiple protection equipment and it is safe. It is possible to improve the reliability and reliability.

本発明の原子炉の安全システムでは、前記第２静的設備は、事象初期段階で作動する初期静的設備と、事象収束段階で作動する収束静的設備とを有し、前記初期静的設備と前記収束静的設備は、それぞれ独立して作動する設備であることを特徴としている。 In the reactor safety system of the present invention, the second static equipment includes an initial static equipment that operates in the event initial stage and a convergent static equipment that operates in the event convergence stage, and the initial static equipment. And the convergent static equipment are characterized in that they operate independently of each other.

従って、炉心溶融が発生する防護レベルで作動する初期静的設備と収束静的設備が独立することから、多重防護設備を確立することができ、安全性及び信頼性を向上することができる。 Therefore, since the initial static equipment and the convergent static equipment operating at the protection level where the core meltdown occur are independent, the multiple protection equipment can be established, and the safety and reliability can be improved.

本発明の原子炉の安全システムでは、前記初期静的設備は、原子炉格納容器を有し、前記収束静的設備は、前記原子炉格納容器の冷却設備を有することを特徴としている。 In the reactor safety system of the present invention, the initial static equipment has a reactor containment vessel, and the convergent static equipment has a cooling equipment for the reactor containment vessel.

従って、初期静的設備を原子炉格納容器とし、収束静的設備を原子炉格納容器の冷却設備とすることから、事象初期段階から事象収束段階にかけて適正に事故収束することができる。 Therefore, since the initial static equipment is used as the reactor containment vessel and the convergent static equipment is used as the cooling equipment of the reactor containment vessel, the accident can be properly converged from the event initial stage to the event convergence stage.

本発明の原子炉の安全システムによれば、炉心溶融が発生する防護レベルでの事象初期段階及び事象収束段階で作動する第２静的設備をもうけるので、原子炉事故の発生時に原子炉をより安全に収束させることができ、信頼性を向上することができる。 According to the reactor safety system of the present invention, a second static facility that operates at the initial stage of the event and the convergence stage of the event at the protection level where the core meltdown occurs is provided, so that the reactor can be further operated in the event of a nuclear accident. It can be safely converged and the reliability can be improved.

図１は、本実施形態の原子炉の安全システムが適用される原子力発電プラントを表す概略構成図である。FIG. 1 is a schematic configuration diagram showing a nuclear power plant to which the nuclear reactor safety system of the present embodiment is applied. 図２は、原子炉の安全システムを表す深層レベルに対する設備を説明するための表である。FIG. 2 is a table for explaining equipment for the deep level representing the safety system of a nuclear reactor. 図３は、静的設備と動的設備を説明するための分類表である。FIG. 3 is a classification table for explaining static equipment and dynamic equipment. 図４は、原子炉の安全システムを表す概略図である。FIG. 4 is a schematic diagram showing a nuclear reactor safety system.

以下に添付図面を参照して、本発明の原子炉の安全システムの好適な実施形態を詳細に説明する。なお、この実施形態により本発明が限定されるものではなく、また、実施形態が複数ある場合には、各実施形態を組み合わせて構成するものも含むものである。 Preferred embodiments of the reactor safety system of the present invention will be described in detail below with reference to the accompanying drawings. It should be noted that the present invention is not limited to this embodiment, and when there are a plurality of embodiments, the present invention also includes a combination of the respective embodiments.

図１は、本実施形態の原子炉の安全システムが適用される原子力発電プラントを表す概略構成図である。 FIG. 1 is a schematic configuration diagram showing a nuclear power plant to which the nuclear reactor safety system of the present embodiment is applied.

本実施形態において、図１に示すように、原子力発電プラント１０は、原子炉を有している。この原子炉は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、炉心全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を後述する蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電する加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）である。なお、原子炉は、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ：Boiling Water Reactor）であってもよい。 In this embodiment, as shown in FIG. 1, the nuclear power plant 10 has a nuclear reactor. In this reactor, light water is used as a reactor coolant and a neutron reducer to make high-temperature and high-pressure water that does not boil over the entire core, and this high-temperature and high-pressure water is sent to a steam generator described later to generate steam by heat exchange. It is a pressurized water reactor (PWR) that sends this steam to a turbine generator to generate power. The nuclear reactor may be a boiling water reactor (BWR).

原子炉格納容器１１は、内部に加圧水型原子炉１２と複数（図示は１個）の蒸気発生器１３が格納されている。加圧水型原子炉１２と各蒸気発生器１３は、高温側送給配管１４と低温側送給配管１５を介して連結されており、低温側送給配管１５に一次系冷却水ポンプ１６が設けられている。 The reactor containment vessel 11 contains a pressurized water reactor 12 and a plurality of steam generators 13 (one in the figure). The pressurized water reactor 12 and each steam generator 13 are connected to each other via a high temperature side feed pipe 14 and a low temperature side feed pipe 15, and a primary cooling water pump 16 is provided in the low temperature side feed pipe 15. ing.

加圧器１７は、下部が１個の高温側送給配管１４に連結されており、低温側送給配管１５から延びるスプレイ配管１８がこの加圧器１７の上部に連通し、中途部にスプレイ弁１９が設けられ、先端部にスプレイノズル２０が設けられている。加圧器１７は、上部に加圧器安全弁２１を有する加圧器安全配管２２の一端部が連結されており、加圧器安全配管２２の他端部が大気に開放している。また、加圧器１７は、上部に加圧器逃がし弁２３を有する加圧器逃がし配管２４の一端部が連結されており、加圧器逃がし配管２４の他端部に加圧器逃がしタンク２５が連結されている。 The lower part of the pressurizer 17 is connected to one high temperature side feed pipe 14, and the spray pipe 18 extending from the low temperature side feed pipe 15 communicates with the upper part of the pressurizer 17, and the spray valve 19 is in the middle. Is provided, and a spray nozzle 20 is provided at the tip end portion. The pressurizer 17 is connected to one end of a pressurizer safety pipe 22 having a pressurizer safety valve 21 at the upper portion, and the other end of the pressurizer safety pipe 22 is open to the atmosphere. Further, in the pressurizer 17, one end of the pressurizer relief pipe 24 having the pressurizer relief valve 23 at the upper portion is connected, and the pressurizer relief tank 25 is connected to the other end of the pressurizer relief pipe 24. ..

加圧水型原子炉１２は、内部に炉心２６が設けられており、この炉心２６は、複数の燃料集合体（燃料棒）２７により構成されている。また、加圧水型原子炉１２は、炉心２６における燃料集合体２７の間に複数の制御棒２８が配置されている。この各制御棒２８は、制御棒駆動装置２９により上下移動可能となっている。制御棒駆動装置２９は、制御棒２８を炉心２６に対して抜き差しすることで、原子炉出力を制御することができる。 The pressurized water reactor 12 is provided with a core 26 inside, and the core 26 is composed of a plurality of fuel assemblies (fuel rods) 27. Further, in the pressurized water reactor 12, a plurality of control rods 28 are arranged between the fuel assemblies 27 in the core 26. Each of the control rods 28 can be moved up and down by the control rod drive device 29. The control rod drive device 29 can control the reactor output by inserting and removing the control rod 28 from the core 26.

蒸気発生器１３は、内部に逆Ｕ字形状をなす複数の伝熱管からなる伝熱管群３１が設けられている。複数の伝熱管は、各端部が管板に支持され、入室３２と出室３３に連通しており、入室３２に高温側送給配管１４の端部が連結され、出室３３に低温側送給配管１５の端部が連結されている。また、蒸気発生器１３は、図示しないが、伝熱管群３１の上方に給水を蒸気と熱水とに分離する気水分離器と、この分離された蒸気の湿分を除去して乾き蒸気に近い状態とする湿分分離器が設けられている。 The steam generator 13 is provided with a heat transfer tube group 31 composed of a plurality of heat transfer tubes having an inverted U shape inside. Each end of the plurality of heat transfer tubes is supported by a pipe plate and communicates with the entrance 32 and the exit 33, the end of the high temperature side feeding pipe 14 is connected to the entrance 32, and the low temperature side is connected to the exit 33. The ends of the feed pipe 15 are connected. Further, although not shown, the steam generator 13 is a steam separator that separates the supply water into steam and hot water above the heat transfer tube group 31, and removes the moisture of the separated steam to make dry steam. A moisture separator is provided to bring it closer.

また、加圧水型原子炉１２は、化学体積制御系（ＣＶＣＳ）３４が設けられている。低温側送給配管１５は、一次系冷却水循環ライン３５が設けられており、一次系冷却水循環ライン３５に再生熱交換器３６、非再生冷却器３７、脱塩塔３８、体積制御タンク３９、充填ポンプ４０が設けられている。一次系冷却水循環ライン３５は、一次系冷却水補給ライン４１を介して一次系純水タンク４２に連結され、一次系冷却水補給ライン４１に補給水ポンプ４３が設けられている。一次系冷却水補給ライン４１は、ホウ酸水供給ライン４４を介してホウ酸タンク４５が連結され、ホウ酸水供給ライン４４にホウ酸ポンプ４６が設けられている。加圧水型原子炉１２は、化学体積制御系３４により炉心２６におけるホウ素濃度を調整可能である。 Further, the pressurized water reactor 12 is provided with a chemical volume control system (CVCS) 34. The low temperature side supply pipe 15 is provided with a primary system cooling water circulation line 35, and the primary system cooling water circulation line 35 is filled with a regenerative heat exchanger 36, a non-regenerative cooler 37, a desalting tower 38, a volume control tank 39, and a filling. A pump 40 is provided. The primary system cooling water circulation line 35 is connected to the primary system pure water tank 42 via the primary system cooling water replenishment line 41, and the primary system cooling water replenishment line 41 is provided with the replenishment water pump 43. The boric acid tank 45 is connected to the primary cooling water supply line 41 via the boric acid water supply line 44, and the boric acid pump 46 is provided in the boric acid water supply line 44. In the pressurized water reactor 12, the boron concentration in the core 26 can be adjusted by the chemical volume control system 34.

原子炉格納容器１１は、内部に原子炉非常用冷却装置４７が設けられている。原子炉格納容器１１は、下部に燃料取替用水ピット４８が設けられており、この燃料取替用水ピット４８から原子炉格納容器１１の外部を通って再び原子炉格納容器１１内に戻り、加圧水型原子炉１２の上方まで延出される冷却水散布ライン４９が設けられている。この冷却水散布ライン４９は、中間部にスプレイポンプ５０と冷却器５１が設けられ、先端部に多数の噴射ノズル５２が設けられている。また、燃料取替用水ピット４８から原子炉格納容器１１の外部を通って再び原子炉格納容器１１内に戻り、加圧水型原子炉１２に連結される冷却水供給ライン５３が設けられている。この冷却水供給ライン５３は、安全注入ポンプ５４、開閉弁５５が設けられている。 The reactor containment vessel 11 is provided with a reactor emergency cooling device 47 inside. The reactor containment vessel 11 is provided with a fuel replacement water pit 48 at the bottom thereof, and returns from the fuel replacement water pit 48 to the inside of the reactor containment vessel 11 through the outside of the reactor containment vessel 11 and pressurized water. A cooling water spraying line 49 extending above the type reactor 12 is provided. The cooling water spraying line 49 is provided with a spray pump 50 and a cooler 51 in the middle portion, and a large number of injection nozzles 52 are provided in the tip portion. Further, a cooling water supply line 53 is provided which returns from the fuel replacement water pit 48 to the inside of the reactor containment vessel 11 through the outside of the reactor containment vessel 11 and is connected to the pressurized water reactor 12. The cooling water supply line 53 is provided with a safety injection pump 54 and an on-off valve 55.

原子炉格納容器１１は、内部に蓄圧タンク５６が設けられている。蓄圧タンク５６は、注入ライン５７を介して低温側送給配管１５に連結されており、注入ライン５７に開閉弁５８が設けられている。また、冷却水散布ライン４９から分岐した冷却水分岐ライン５９が注入ライン５７に連結されている。 The reactor containment vessel 11 is provided with a pressure accumulator tank 56 inside. The pressure accumulator tank 56 is connected to the low temperature side feeding pipe 15 via an injection line 57, and an on-off valve 58 is provided in the injection line 57. Further, a cooling water branch line 59 branched from the cooling water spray line 49 is connected to the injection line 57.

原子炉格納容器１１は、冷却媒体を自然対流により循環させて冷却する格納容器冷却設備９３が設けられている。格納容器冷却設備９３は、原子炉格納容器１１の内部に設けられる内部容器９４と、原子炉格納容器１１の外部に設けられる外部容器９５とを有し、配管９６，９７により連結され、配管９７に開閉弁９８が設けられている。そして、内部容器９４、外部容器９５、配管９６，９７内に冷却媒体が充填される。また、外部容器９５の下方に送風機９９が設けられている。そのため、開閉弁９８を開放すると、原子炉格納容器１１の内部が内部容器９４内の冷却媒体により冷却され、高温となった冷却媒体が配管９６を通って外部容器９５に送られ、送風機９９の冷却風により冷却された後、配管９７を通って内部容器９４送られる。 The reactor containment vessel 11 is provided with a containment vessel cooling facility 93 that circulates and cools the cooling medium by natural convection. The containment vessel cooling facility 93 has an inner container 94 provided inside the reactor containment vessel 11 and an outer container 95 provided outside the reactor containment vessel 11, and is connected by pipes 96 and 97 and is connected by pipes 97. Is provided with an on-off valve 98. Then, the cooling medium is filled in the inner container 94, the outer container 95, and the pipes 96, 97. A blower 99 is provided below the outer container 95. Therefore, when the on-off valve 98 is opened, the inside of the reactor containment vessel 11 is cooled by the cooling medium in the inner vessel 94, and the high-temperature cooling medium is sent to the outer vessel 95 through the pipe 96 to the blower 99. After being cooled by the cooling air, it is sent to the inner container 94 through the pipe 97.

加圧水型原子炉１２は、炉心２６の燃料集合体２７により一次系冷却水として軽水が加熱され、高温の一次系冷却水が加圧器１７により所定の高圧に維持された状態で、高温側送給配管１４を通して蒸気発生器１３に送られる。この蒸気発生器１３は、高温高圧の一次系冷却水と二次系冷却水との間で熱交換を行うことで二次系蒸気を生成し、冷やされた一次系冷却水が加圧水型原子炉１２に戻される。このとき、制御棒駆動装置２９は、炉心２６から制御棒２８を抜き差しすることで、炉心２６内での核分裂を調整する。即ち、燃料集合体２７を構成する原子燃料が核分裂することで中性子を放出し、軽水が放出された高速中性子の運動エネルギを低下させて熱中性子とし、新たな核分裂を起こしやすくすると共に、発生した熱を奪って冷却する。制御棒駆動装置２９は、全ての制御棒２８を炉心２６に挿入することで、加圧水型原子炉１２を停止することができる。 In the pressurized water reactor 12, light water is heated as primary system cooling water by the fuel assembly 27 of the core 26, and the high temperature primary system cooling water is supplied to the high temperature side in a state of being maintained at a predetermined high pressure by the pressurizer 17. It is sent to the steam generator 13 through the pipe 14. The steam generator 13 generates secondary steam by exchanging heat between the high-temperature and high-pressure primary cooling water and the secondary cooling water, and the cooled primary cooling water is a pressurized water reactor. It is returned to 12. At this time, the control rod drive device 29 adjusts the nuclear fission in the core 26 by inserting and removing the control rod 28 from the core 26. That is, the atomic fuel constituting the fuel assembly 27 emits neutrons by nuclear fission, and the kinetic energy of the fast neutrons released by light water is reduced to become thermal neutrons, which facilitates new nuclear fission and is generated. Take heat and cool. The control rod drive device 29 can stop the pressurized water reactor 12 by inserting all the control rods 28 into the core 26.

各蒸気発生器１３は、上端部が配管６１ａを介して蒸気タービン６２と連結されており、この配管６１ａに主蒸気隔離弁６３が設けられている。蒸気タービン６２は、高圧タービン６４と低圧タービン６５を有すると共に、発電機（発電装置）６６が接続されている。また、高圧タービン６４と低圧タービン６５は、その間に湿分分離加熱器６７が設けられている。低圧タービン６５は、復水器６８を有しており、この復水器６８は、配管６１ａからバイパス弁６９を有するタービンバイパス配管７０が接続されると共に、冷却水（例えば、海水）を給排する取水管７１及び排水管７２が連結されており、取水管７１に給水ポンプ（海水ポンプ、循環水ポンプ）７３が装着されている。 The upper end of each steam generator 13 is connected to the steam turbine 62 via a pipe 61a, and the main steam isolation valve 63 is provided in the pipe 61a. The steam turbine 62 has a high-pressure turbine 64 and a low-pressure turbine 65, and a generator (power generation device) 66 is connected to the steam turbine 62. Further, the high-pressure turbine 64 and the low-pressure turbine 65 are provided with a moisture separation heater 67 between them. The low-pressure turbine 65 has a condenser 68, and the condenser 68 is connected to a turbine bypass pipe 70 having a bypass valve 69 from a pipe 61a and supplies and discharges cooling water (for example, seawater). The intake pipe 71 and the drain pipe 72 are connected to each other, and a water supply pump (seawater pump, circulating water pump) 73 is attached to the intake pipe 71.

復水器６８は、配管６１ｂが接続されており、この配管６１ｂに復水ポンプ７４、グランドコンデンサ７５、復水脱塩装置７６、低圧給水加熱器７７、脱気器７８、主給水ポンプ７９、高圧給水加熱器８０、主給水制御弁８１が設けられている。 A pipe 61b is connected to the condenser 68, and the condenser pump 74, the ground condenser 75, the condenser demineralizer 76, the low-pressure feed water heater 77, the deaerator 78, and the main feed pump 79 are connected to the pipe 61b. A high-pressure feed water heater 80 and a main feed control valve 81 are provided.

また、配管６１ａは、主蒸気逃がし弁８２を有する主蒸気逃がし配管８３の一端部と、主蒸気安全弁８４を有する主蒸気安全配管８５の一端部が接続されており、各配管８３，８５の他端部が大気に開放している。一方、配管６１ｂは、主給水制御弁８１と蒸気発生器１３との間に補助給水配管８６の一端部が接続されており、この補助給水配管８６は開閉弁８７が設けられ、他端部に復水タンク８８が接続されている。補助給水配管８６は、並列して２個の分岐補助給水配管８９，９０が設けられ、分岐補助給水配管８９に補助給水ポンプ９１が設けられ、分岐補助給水配管９０に電動補助給水ポンプ９２が設けられている。補助給水ポンプ９１は、蒸気によりタービンが回転することで駆動し、電動補助給水ポンプ９２は、非常用電源により駆動する。 Further, in the pipe 61a, one end of the main steam relief pipe 83 having the main steam relief valve 82 and one end of the main steam safety pipe 85 having the main steam safety valve 84 are connected to each other of the pipes 83 and 85. The ends are open to the atmosphere. On the other hand, in the pipe 61b, one end of the auxiliary water supply pipe 86 is connected between the main water supply control valve 81 and the steam generator 13, and the auxiliary water supply pipe 86 is provided with an on-off valve 87 and is provided at the other end. The condensate tank 88 is connected. The auxiliary water supply pipe 86 is provided with two branch auxiliary water supply pipes 89 and 90 in parallel, an auxiliary water supply pump 91 is provided in the branch auxiliary water supply pipe 89, and an electric auxiliary water supply pump 92 is provided in the branch auxiliary water supply pipe 90. Has been done. The auxiliary water supply pump 91 is driven by the rotation of the turbine by steam, and the electric auxiliary water supply pump 92 is driven by an emergency power supply.

そのため、蒸気発生器１３にて、二次系冷却水が高温高圧の一次系冷却水と熱交換を行って生成された二次系蒸気は、配管６１ａを通して蒸気タービン６２（高圧タービン６４から低圧タービン６５）に送られ、この蒸気により蒸気タービン６２を駆動して発電機６６により発電を行う。このとき、蒸気発生器１３からの蒸気は、高圧タービン６４を駆動した後、湿分分離加熱器６７で蒸気に含まれる湿分が除去されると共に加熱されてから低圧タービン６５を駆動する。そして、蒸気タービン６２を駆動した蒸気は、復水器６８で海水を用いて冷却されて復水となり、配管６１ｂを通って蒸気発生器１３に戻される。 Therefore, in the steam generator 13, the secondary system cooling water exchanges heat with the high temperature and high pressure primary system cooling water, and the secondary system steam generated is passed through the pipe 61a to the steam turbine 62 (from the high pressure turbine 64 to the low pressure turbine). It is sent to 65), and the steam turbine 62 is driven by this steam to generate power by the generator 66. At this time, the steam from the steam generator 13 drives the high-pressure turbine 64, and then the moisture-containing moisture contained in the steam is removed by the moisture separation heater 67 and heated before driving the low-pressure turbine 65. Then, the steam that drives the steam turbine 62 is cooled by the condenser 68 using seawater to become condensed water, and is returned to the steam generator 13 through the pipe 61b.

また、原子力発電プラント１０は、加圧水型原子炉１２や蒸気発生器１３などの運転状態を検出するための各種センサが設けられている。加圧水型原子炉１２は、内部の温度を検出する温度センサ１０１と、内部の圧力を検出する圧力センサ１０２が設けられている。蒸気発生器１３は、二次冷却水の水位を検出する水位センサ１０３と、内部の圧力を検出する圧力センサ１０４が設けられている。また、低温側送給配管１５は、一次冷却水の温度を検出する温度センサ１０５と、圧力を検出する圧力センサ１０６が設けられている。加圧器１７は、一次冷却水の水位を検出する水位センサ１０７と、内部の圧力を検出する圧力センサ１０８が設けられている。配管６１ａは、主蒸気（一次冷却水）の圧力を検出する圧力センサ１０９と、流量を検出する流量センサ１１０が設けられている。 Further, the nuclear power plant 10 is provided with various sensors for detecting the operating state of the pressurized water reactor 12 and the steam generator 13. The pressurized water reactor 12 is provided with a temperature sensor 101 for detecting the internal temperature and a pressure sensor 102 for detecting the internal pressure. The steam generator 13 is provided with a water level sensor 103 that detects the water level of the secondary cooling water and a pressure sensor 104 that detects the internal pressure. Further, the low temperature side feeding pipe 15 is provided with a temperature sensor 105 for detecting the temperature of the primary cooling water and a pressure sensor 106 for detecting the pressure. The pressurizer 17 is provided with a water level sensor 107 that detects the water level of the primary cooling water and a pressure sensor 108 that detects the internal pressure. The pipe 61a is provided with a pressure sensor 109 for detecting the pressure of the main steam (primary cooling water) and a flow rate sensor 110 for detecting the flow rate.

また、原子炉格納容器１１は、内部の放射線量を検出する放射線モニタ１１１と、水素濃度を検出する濃度センサ１１２と、温度を検出する温度センサ１１３と、圧力を検出する圧力センサ１１４が設けられている。原子炉非常用冷却装置４７は、冷却水散布ライン４９を流れる冷却水の流量を検出する流量センサ１１５が設けられている。補助給水配管８６は、給水ポンプ９１，９２により供給される冷却水の流量を検出する流量センサ１１６が設けられている。また、図示しないプラント機器の監視操作を行う監視操作画面における母線の電圧を表示する電圧センサ１１７が設けられている。この安全系ＶＤＵにより外部電源の有無や非常用電源の有無を検出することができる。 Further, the reactor containment vessel 11 is provided with a radiation monitor 111 for detecting the amount of radiation inside, a concentration sensor 112 for detecting the hydrogen concentration, a temperature sensor 113 for detecting the temperature, and a pressure sensor 114 for detecting the pressure. ing. The reactor emergency cooling system 47 is provided with a flow rate sensor 115 that detects the flow rate of the cooling water flowing through the cooling water spraying line 49. The auxiliary water supply pipe 86 is provided with a flow rate sensor 116 that detects the flow rate of the cooling water supplied by the water supply pumps 91 and 92. Further, a voltage sensor 117 for displaying the voltage of the bus on the monitoring operation screen for monitoring the plant equipment (not shown) is provided. With this safety system VDU, the presence / absence of an external power supply and the presence / absence of an emergency power supply can be detected.

中央制御室２００は、本実施形態の原子炉の安全システムを有する監視制御装置２０１が設けられている。監視制御装置２０１は、運転コンソールや大型表示盤、運転指令コンソールなどを有するプラントの制御設備である。監視制御装置は、上述した温度センサ１０１，１０５，１１３、圧力センサ１０２，１０４，１０６，１０８，１０９，１１４、水位センサ１０３，１０７、流量センサ１１０，１１５，１１６、放射線モニタ１１１、濃度センサ１１２、電圧センサ１１７などの検出結果が入力される。 The main control room 200 is provided with a monitoring control device 201 having a safety system for the reactor of the present embodiment. The monitoring control device 201 is a plant control facility having an operation console, a large display panel, an operation command console, and the like. The monitoring and control devices include the temperature sensors 101, 105, 113, pressure sensors 102, 104, 106, 108, 109, 114, water level sensors 103, 107, flow rate sensors 110, 115, 116, radiation monitors 111, and concentration sensors 112 described above. , The detection result of the voltage sensor 117 or the like is input.

また、監視制御装置２０１は、手動または自動により加圧水型原子炉１２や蒸気発生器１３などの状態を変更するための機器を操作可能となっている。中央制御室２００は、空調設備２１１が設けられると共に、非常用循環ファン２１２が設けられており、監視制御装置２０１は、空調設備２１１と非常用循環ファン２１２を操作可能である。監視制御装置２０１は、原子炉非常用冷却装置４７（スプレイポンプ５０、安全注入ポンプ５４）を操作可能である。監視制御装置２０１は、化学体積制御系３４（充填ポンプ４０、補給水ポンプ４３、ホウ酸ポンプ４６）を操作可能である。監視制御装置２０１は、主蒸気逃がし弁８２を操作可能である。また、監視制御装置２０１は、非常用電源が喪失した際にプラント設備への給電を可能とする空冷式非常用電源装置（電源車）２１３を操作可能である。 Further, the monitoring control device 201 can manually or automatically operate equipment for changing the state of the pressurized water reactor 12 and the steam generator 13. The central control room 200 is provided with an air conditioner 211 and an emergency circulation fan 212, and the monitoring control device 201 can operate the air conditioner 211 and the emergency circulation fan 212. The monitoring control device 201 can operate the reactor emergency cooling device 47 (spray pump 50, safety injection pump 54). The monitoring control device 201 can operate the chemical volume control system 34 (filling pump 40, make-up water pump 43, boric acid pump 46). The monitoring control device 201 can operate the main steam relief valve 82. Further, the monitoring control device 201 can operate the air-cooled emergency power supply device (power supply vehicle) 213 that enables power supply to the plant equipment when the emergency power supply is lost.

ここで、本実施形態の原子炉の安全システムについて詳細に説明する。図２は、原子炉の安全システムを表す深層レベルに対する設備を説明するための表、図３は、静的設備と動的設備を説明するための分類表、図４は、原子炉の安全システムを表す概略図である。 Here, the safety system of the nuclear reactor of the present embodiment will be described in detail. FIG. 2 is a table for explaining equipment for the deep level representing the safety system of the reactor, FIG. 3 is a classification table for explaining static equipment and dynamic equipment, and FIG. 4 is a safety system for the reactor. It is a schematic diagram which shows.

本実施形態の原子炉の安全システムは、炉心溶融を伴う原子炉事故、炉心溶融を伴わない原子炉事故に拘わらず、原子炉事故が発生したとき、加圧水型原子炉１２を安定して停止させるための各種設備を有している。この原子炉の安全システムは、深層保護（多重保護）の考え方に基づいて構築されている。深層防護の考え方とは、複数の防護レベルを用意し、所定のレベルの防護に失敗したら、次のレベルで防護するという概念である。即ち、深層保護は、多数の連続し、且つ、独立した防護レベルの組み合わせによって構築されるものであり、この異なる防護レベルの独立した有効性が深層防護に不可欠な要素となる。 The reactor safety system of the present embodiment stably shuts down the pressurized water reactor 12 when a reactor accident occurs regardless of the reactor accident involving core meltdown and the reactor accident without core meltdown. It has various facilities for the purpose. This reactor safety system is built on the concept of deep protection (multiple protection). The concept of defense in depth is the concept of preparing multiple levels of protection, and if a predetermined level of protection fails, protect at the next level. That is, defense in depth is constructed by a combination of a large number of continuous and independent protection levels, and the independent effectiveness of these different protection levels is an essential element of defense in depth.

原子炉の安全システムは、静的設備（パッシブ設備）と動的設備（アクティブ設備）を有しており、この静的設備の長所と動的設備の長所を組み合わせたハイブリッド安全システムである。静的設備の長所は、外部電源（ＡＣ電源）などの駆動源が不要であることから比較的信頼性が高く、運転員による判断が不要であることである。一方、静的設備の短所は、限定された駆動源による緩慢な事故収束（低温停止）が困難なこと、予期しない状況での運転員による修復操作が困難であることである。また、動的設備の長所は、強力な駆動力による迅速な事故収束（低温停止）が可能なこと、予期しない状況での運転員による修復操作が比較的容易であることである。一方、動的設備の短所は、外部電源（ＡＣ電源）などの駆動源が必要であることから比較的信頼性が低く、運転員による判断が必要であることである。 The safety system of a nuclear reactor has static equipment (passive equipment) and dynamic equipment (active equipment), and is a hybrid safety system that combines the advantages of this static equipment and the advantages of dynamic equipment. The advantage of static equipment is that it is relatively reliable because it does not require a drive source such as an external power supply (AC power supply), and it does not require judgment by the operator. On the other hand, the disadvantages of static equipment are that it is difficult to slowly converge the accident (low temperature stop) with a limited drive source, and it is difficult for the operator to perform repair operations in unexpected situations. In addition, the advantages of dynamic equipment are that it is possible to quickly resolve an accident (low temperature stop) by a strong driving force, and that it is relatively easy for an operator to perform a repair operation in an unexpected situation. On the other hand, the disadvantage of dynamic equipment is that it is relatively unreliable because it requires a drive source such as an external power supply (AC power supply), and it requires judgment by the operator.

そのため、本実施形態の原子炉の安全システムは、図２に示すように、原子炉プラントの状態に応じて複数の深層防護レベルを設定し、各防護レベルに対して事象初期段階と事象収束段階で、最適に設備を適用するものである。即ち、深層防護レベル１は、原子炉プラントの正常運転（通常運転）状態に適用するものであり、この場合、事象初期段階と事象収束段階で適用する設備はない。 Therefore, as shown in FIG. 2, the reactor safety system of the present embodiment sets a plurality of defense in depth levels according to the state of the reactor plant, and for each protection level, the event initial stage and the event convergence stage. Therefore, the equipment is optimally applied. That is, the defense in depth level 1 is applied to the normal operation (normal operation) state of the reactor plant, and in this case, there is no equipment to be applied in the event initial stage and the event convergence stage.

深層防護レベル２は、原子炉プラントの通常運転時の異常な温度変化状態に適用するものであり、この場合、事象初期段階に対して静的設備Ｐ２が作動するように設定され、事象収束段階に対して動的設備Ａ２が作動するように設定される。深層防護レベル３は、原子炉プラントにて炉心溶融の伴わない事故発生状態に適用するものであり、この場合、事象初期段階に対して静的設備Ｐ３が作動するように設定され、事象収束段階に対して動的設備Ａ３が作動するように設定される。なお、深層防護レベル３は、単一起因事故並びに多重起因事故を含むものである。深層防護レベル４は、原子炉プラントにて炉心溶融を伴う事故発生状態（シビアアクシデント）に適用するものであり、この場合、事象初期段階に対して静的設備Ｐ４−１が作動するように設定され、事象収束段階に対して静的設備Ｐ４−２が作動するように設定される。 Defense in depth level 2 is applied to an abnormal temperature change state during normal operation of the reactor plant. In this case, the static equipment P2 is set to operate at the initial stage of the event, and the event convergence stage. The dynamic equipment A2 is set to operate. Defense in depth level 3 is applied to the accident occurrence state without core meltdown in the reactor plant. In this case, the static equipment P3 is set to operate at the initial stage of the event, and the event convergence stage. The dynamic equipment A3 is set to operate. The defense in depth level 3 includes single-caused accidents and multiple-caused accidents. Defense in depth level 4 is applied to the accident occurrence state (severe accident) accompanied by core meltdown in the reactor plant, and in this case, the static equipment P4-1 is set to operate at the initial stage of the event. Then, the static equipment P4-2 is set to operate for the event convergence stage.

即ち、本実施形態の原子炉の安全システムは、炉心溶融が発生しない深層防護レベル２，３での事象初期段階で作動する第１静的設備としての静的設備Ｐ２，Ｐ３と、炉心溶融が発生しない深層防護レベル２，３での事象収束段階で作動する動的設備とＡ２，Ａ３と、炉心溶融が発生する深層防護レベル４での事象初期段階及び事象収束段階で作動する第２静的設備としての静的設備Ｐ４−１，Ｐ４−２を備えている。 That is, in the reactor safety system of the present embodiment, the static equipments P2 and P3 as the first static equipment that operate at the initial stage of the event at the defense in depth level 2 and 3 where the core meltdown does not occur, and the core meltdown Dynamic equipment and A2 and A3 that operate in the event convergence stage at defense-in-depth levels 2 and 3 that do not occur, and the second static that operates in the event initial stage and event convergence stage at the defense-in-depth level 4 where core meltdown occurs. It is equipped with static equipment P4-1 and P4-2 as equipment.

ここで、事象初期段階とは、原子炉事故が発生してから事象収束段階で使用する設備が作動可能となるまでの期間であり、事象収束段階とは、この事象収束段階で使用する設備が作動可能となってから事故収束が完了するまでの期間である。例えば、外部電源が喪失する事故が発生したとき、原子炉事故の発生から非常用電源が確保または外部電源が復旧するまでの期間が事象初期段階であり、それ以降が事象収束段階である。そして、深層防護レベル３から深層防護レベル４に至るタイミングは、炉心溶融であり、温度センサ１０５が検出した加圧水型原子炉１２からの一次冷却水の出口温度と、圧力センサ１０６が検出した加圧水型原子炉１２からの一次冷却水の出口圧力である。この一次冷却水の温度と圧力が予め設定された規定温度、規定圧力を超えると、炉心溶融であると判定し、深層防護レベル４となる。

Here, the event initial stage is the period from the occurrence of the reactor accident until the equipment used in the event convergence stage becomes operational, and the event convergence stage is the period in which the equipment used in this event convergence stage becomes operational. This is the period from when it becomes operable until the accident is completed. For example, when an accident occurs in which an external power source is lost, the period from the occurrence of a nuclear reactor accident until the emergency power source is secured or the external power source is restored is the initial event stage, and the subsequent period is the event convergence stage. The timing from the defense in depth level 3 to the defense in depth level 4 is the core meltdown, and the outlet temperature of the primary cooling water from the pressurized water reactor 12 detected by the temperature sensor 105 and the pressurized water type detected by the pressure sensor 106. This is the outlet pressure of the primary cooling water from the reactor 12. When the temperature and pressure of the primary cooling water exceed the preset specified temperature and specified pressure, it is determined that the core melts, and the defense in depth level 4 is reached.

そして、深層防護レベル２，３での事象収束段階で作動する動的設備とＡ２，Ａ３と、深層防護レベル４での事象初期段階及び事象収束段階で作動する第２静的設備としての静的設備Ｐ４−１，Ｐ４−２とは、それぞれ独立して作動する設備となっている。また、深層防護レベル４での事象初期段階で作動する静的設備Ｐ４−１と、深層防護レベル４での事象収束段階で作動する静的設備Ｐ４−２は、それぞれ独立して作動する設備となっている。具体的には、後述するが、静的設備Ｐ４−１は、原子炉格納容器であり、静的設備Ｐ４−２は、原子炉格納容器の冷却設備である。 Then, dynamic equipment and A2 and A3 that operate in the event convergence stage at defense in depth levels 2 and 3, and static as a second static equipment that operates in the event initial stage and event convergence stage at defense in depth level 4. The facilities P4-1 and P4-2 are facilities that operate independently of each other. In addition, the static equipment P4-1 that operates in the initial stage of the event at the defense in depth level 4 and the static equipment P4-2 that operates in the event convergence stage at the defense in depth level 4 are the equipment that operates independently. It has become. Specifically, as will be described later, the static equipment P4-1 is a reactor containment vessel, and the static equipment P4-2 is a cooling equipment for the reactor containment vessel.

ここで、静的整備と動的設備について説明する。各種の安全設備を分類と作動媒体により分類すると、図３に示すものとなる。即ち、図１及び図３に示すように、分類１は、原子炉格納容器１１であり、作動媒体を必要としない。分類２は、自然対流による冷却設備であり、作動媒体として流体（例えば、冷却水）を必要とする。分類３は、例えば、逆止弁や蓄圧タンクであり、作動媒体として流体と動作部品を必要とする。分類４は、例えば、静的予熱除去設備であり、作動媒体として流体と動作機器と作動信号の入力を必要とする。分類５は、例えば、非常用炉心冷却装置（ＥＣＣＳ：Emergency Core Cooling System）であり、作動媒体として流体と動作機器と作動信号の入力と外部電源を必要とする。分類６は、例えば、手動によるほう酸の添加処理であり、作動媒体として流体と動作機器と作動信号の入力と外部電源と運転員による起動操作を必要とする。分類７は、例えば、消火活動であり、作動媒体として流体と動作機器と作動信号の入力と外部電源と運転員による起動操作と運転員による運転操作を必要とする。そして、分類１，２，３，４が静的設備であり、分類５，６，７が動的設備である。 Here, static maintenance and dynamic equipment will be described. The various safety equipments are classified according to the classification and the operating medium, as shown in FIG. That is, as shown in FIGS. 1 and 3, the classification 1 is the reactor containment vessel 11 and does not require an operating medium. Category 2 is a cooling facility by natural convection and requires a fluid (for example, cooling water) as an operating medium. Category 3 is, for example, a check valve or an accumulator tank, which requires a fluid and an operating component as an operating medium. Category 4 is, for example, a static preheat removal facility, which requires the input of a fluid, an operating device, and an operating signal as an operating medium. Category 5 is, for example, an emergency core cooling system (ECCS), which requires a fluid, an operating device, an operating signal input, and an external power source as an operating medium. Category 6 is, for example, a manual addition process of boric acid, which requires a fluid, an operating device, an operation signal input, an external power source, and an operator's activation operation as an operating medium. Category 7 is, for example, a fire extinguishing activity, which requires a fluid, an operating device, an operation signal input, an external power source, an operator's start operation, and an operator's operation as an operating medium. Classifications 1, 2, 3 and 4 are static equipment, and classifications 5, 6 and 7 are dynamic equipment.

具体的に説明すると、深層防護レベル２の事象初期段階で作動する静的設備Ｐ２は、制御棒２８（制御棒駆動装置２９）であり、深層防護レベル２の事象収束段階で作動する動的設備Ａ２は、化学体積制御系３４である。深層防護レベル３の事象初期段階で作動する静的設備Ｐ３は、蓄圧タンク５６であり、深層防護レベル３の事象収束段階で作動する動的設備Ａ３は、原子炉非常用冷却装置４７である。深層防護レベル４の事象初期段階で作動する静的設備Ｐ４−１は、原子炉格納容器１１であり、深層防護レベル４の事象収束段階で作動する静的設備Ｐ４−２は、格納容器冷却設備９３である。 Specifically, the static equipment P2 that operates in the event initial stage of defense in depth level 2 is a control rod 28 (control rod drive device 29), and is a dynamic equipment that operates in the event convergence stage of defense in depth level 2. A2 is a chemical volume control system 34. The static equipment P3 that operates in the event initial stage of defense in depth level 3 is the accumulator tank 56, and the dynamic equipment A3 that operates in the event convergence stage of defense in depth level 3 is the reactor emergency cooling system 47. The static equipment P4-1 that operates in the event initial stage of defense in depth level 4 is the reactor containment vessel 11, and the static equipment P4-2 that operates in the event convergence stage of defense in depth level 4 is the containment vessel cooling equipment. It is 93.

なお、上述した静的設備と動的設備は、一例であり、この構成に限定されるものではなく、上述した各種設備に代えて既存の設備や新規な設備を適用してもよい。 The static equipment and the dynamic equipment described above are examples, and the present invention is not limited to this configuration, and existing equipment or new equipment may be applied in place of the various equipment described above.

本実施形態の原子炉の安全システムは、上述したように、深層防護レベル２，３で作動する静的設備Ｐ２，Ｐ３と、深層防護レベル２，３で作動する動的設備Ａ２，Ａ３と、深層防護レベル４で作動する静的設備Ｐ４−１，Ｐ４−２が独立した設備として設けられている。 As described above, the reactor safety system of the present embodiment includes static equipment P2 and P3 operating at defense in depth levels 2 and 3, and dynamic equipment A2 and A3 operating at defense in depth levels 2 and 3. Static equipment P4-1 and P4-2 operating at defense in depth level 4 are provided as independent equipment.

図４に示すように、深層防護レベル２，３では、事象初期段階へ静的設備Ｐ２，Ｐ３を適用する。ここでは、運転員の操作や動的設備を期待することができないことから、深層防護レベル２，３での事象初期段階に対して静的設備Ｐ２，Ｐ３の概念を適用する。 As shown in FIG. 4, at defense in depth levels 2 and 3, static equipment P2 and P3 are applied to the initial stage of the event. Here, since the operation of the operator and the dynamic equipment cannot be expected, the concept of the static equipment P2 and P3 is applied to the initial stage of the event at the defense in depth levels 2 and 3.

一方、深層防護レベル２，３では、事象収束段階へ動的設備Ａ２，Ａ３を適用する。動的設備の長所を活用し、迅速に原子炉を安定状態（低温停止）に移行させ、安全設備の予期しない故障時においても代替設備と運転員操作により柔軟に炉心損傷を防止する。また、動的設備の短所を補強するため、外部電源の信頼性を確保する。つまり、深層防護レベル３にて、非常用ＡＣ電源を設置する。また、動的設備の短所を補強するため、運転員支援を強化する。つまり、ＡＭ支援システムを整備する。 On the other hand, at defense in depth levels 2 and 3, dynamic equipment A2 and A3 are applied to the event convergence stage. Utilizing the advantages of dynamic equipment, the reactor can be quickly put into a stable state (low temperature shutdown), and even in the event of an unexpected failure of safety equipment, alternative equipment and operator operations can flexibly prevent core damage. In addition, the reliability of the external power supply will be ensured to reinforce the disadvantages of dynamic equipment. That is, an emergency AC power supply is installed at defense in depth level 3. In addition, operator support will be strengthened to reinforce the disadvantages of dynamic equipment. In other words, an AM support system will be established.

深層防護レベル４では、事象初期段階及び事象収束段階へ静的設備Ｐ４−１，Ｐ４−２を適用する。静的設備の長所を活用し、炉心損傷に至るような状態では、運転員操作にもＡＣ電源にも期待することができないことから、静的設備Ｐ４−１，Ｐ４−２とする。そのため、運転員は、炉心損傷防止のための操作に集中することができる。また、静的設備の短所を補強するため、限定された駆動力として、原子炉格納容器（ＣＶ）損傷を防止するための冷却能力を確保する。 At defense in depth level 4, static equipment P4-1 and P4-2 are applied to the event initial stage and event convergence stage. Since it is not possible to expect operator operation or AC power supply in a state where the advantages of the static equipment are utilized and the core is damaged, the static equipments P4-1 and P4-2 are used. Therefore, the operator can concentrate on the operation for preventing core damage. In addition, in order to reinforce the disadvantages of static equipment, as a limited driving force, a cooling capacity for preventing damage to the reactor containment vessel (CV) is secured.

即ち、原子炉の炉心溶融を伴う事故、原子炉の炉心溶融を伴わない事故に拘わらず、原子炉事故の発生直後の対応設備は、運転員が操作する時間的な余裕も動的設備を起動して原子炉事故を収束する時間的な余裕もないことから、本実施形態では、静的設備により対応する。炉心溶融を伴わない原子炉事故における事故収束期間では、プラントを早期に安全な状態（低温停止状態）に移行させる必要があるため、動的設備で対応することで動的設備の長所を十分に生かすことができる。ポンプ等へのＡＣ電源が必要な短所は、ＡＣ電源の多重性や多様性を強化することで補強する。一方、静的設備は、自然対流や沸騰・凝縮プロセスを使用するため、プラントを低温（水の沸点以下）まで移行させることが困難となる。しかし、原子炉事故が進展し、炉心溶融事故（シビアアクシデント）に至った場合には、運転員の迅速な操作が期待できず、また、外部電源が喪失している可能性も高いため、静的設備で対応する。本実施形態の炉心溶融事故で作動する静的設備は、溶融炉心を冷却する静的設備であり、発生する水素の濃度を制御する静的水素再結合装置や原子炉格納容器内の温度及び圧力を低減する静的格納容器冷却設備から構成され、最終的な放射性物質の物理的障壁である格納容器を防護することができる。 That is, regardless of the accident involving the core meltdown of the reactor and the accident without the core meltdown of the reactor, the response equipment immediately after the occurrence of the reactor accident starts the dynamic equipment with sufficient time for the operator to operate. Since there is not enough time to resolve the reactor accident, in this embodiment, static equipment is used. During the accident convergence period in a nuclear reactor accident that does not involve core meltdown, it is necessary to move the plant to a safe state (low temperature stop state) at an early stage, so by using dynamic equipment, the advantages of dynamic equipment can be fully utilized. You can make use of it. The disadvantage of requiring AC power for pumps and the like is reinforced by enhancing the multiplicity and diversity of AC power. On the other hand, static equipment uses natural convection and boiling / condensation processes, making it difficult to move the plant to low temperatures (below the boiling point of water). However, if the reactor accident progresses and a core meltdown accident (severe accident) occurs, the operator cannot be expected to operate quickly, and there is a high possibility that the external power supply has been lost. Correspond with the equipment. The static equipment that operates in the core meltdown accident of the present embodiment is a static equipment that cools the molten core, and is a static hydrogen recombination device that controls the concentration of generated hydrogen and the temperature and pressure inside the reactor containment vessel. Consists of static containment cooling equipment, which can protect the containment, which is the final physical barrier to radioactive material.

このように本実施形態の原子炉の安全システムにあっては、炉心溶融が発生しない防護レベル２，３での事象初期段階で作動する第１静的設備Ｐ１，Ｐ３と、炉心溶融が発生しない深層防護レベル２，３での事象収束段階で作動する動的設備Ａ２，Ａ３と、炉心溶融が発生する深層防護レベル４での事象初期段階及び事象収束段階で作動する第２静的設備Ｐ４−１，Ｐ４−２とを設けている。 As described above, in the reactor safety system of the present embodiment, the first static facilities P1 and P3 that operate at the initial stage of the event at the protection level 2 and 3 where the core meltdown does not occur and the core meltdown do not occur. Dynamic equipment A2 and A3 that operate in the event convergence stage at defense in depth levels 2 and 3, and second static equipment P4- that operates in the event initial stage and event convergence stage at the defense in depth level 4 where core meltdown occurs. 1 and P4-2 are provided.

従って、炉心溶融が発生しない深層防護レベル２，３にて、事象初期段階で静的設備Ｐ２，Ｐ３が作動し、事象収束段階で動的設備Ａ２，Ａ２が作動する。そして、炉心溶融が発生する防護レベルに至ると、事象初期段階から事象収束段階まで第２静的設備Ｐ４−１，Ｐ４−２が作動する。そのため、炉心溶融に至るような状態で、事象初期段階から事象収束段階にかけて、外部電源などの駆動源を不要とし、且つ、運転員による判断なしに事故収束を継続することができる。そして、この間、運転員は、炉心損傷防止のための操作に集中することができる。その結果、原子炉事故の発生時に原子炉をより安全に収束させることができ、信頼性を向上することができる。 Therefore, at the defense in depth levels 2 and 3 where core meltdown does not occur, the static equipments P2 and P3 operate at the initial stage of the event, and the dynamic equipments A2 and A2 operate at the event convergence stage. Then, when the protection level at which core meltdown occurs is reached, the second static facilities P4-1 and P4-2 operate from the event initial stage to the event convergence stage. Therefore, in a state where the core melts, the drive source such as an external power source is unnecessary from the event initial stage to the event convergence stage, and the accident convergence can be continued without the judgment of the operator. During this time, the operator can concentrate on the operation for preventing core damage. As a result, the reactor can be converged more safely in the event of a reactor accident, and reliability can be improved.

即ち、炉心溶融事故に至った場合には、運転員の操作は期待しなくてもよくなり、運転員は、炉心溶融事故への進展防止操作に注力することができ、万が一に炉心溶融事故に至った場合であっても、放射性物質の最終障壁である格納容器の損傷が防止されるため、運転員の事故時の肉体的・精神的負担を大幅に軽減することができる。 That is, in the event of a core meltdown accident, the operator does not have to expect the operation, and the operator can focus on the operation to prevent the progress to the core meltdown accident, and in the unlikely event of a core meltdown accident. Even if this happens, damage to the containment vessel, which is the final barrier to radioactive substances, is prevented, so the physical and mental burden on the operator in the event of an accident can be significantly reduced.

本実施形態の原子炉の安全システムでは、動的設備Ａ２，Ａ３と静的設備Ｐ４−１，Ｐ４−２とをそれぞれ独立して作動する設備としている。従って、多重防護設備を確立することができ、安全性及び信頼性を向上することができる。即ち、深層防護レベル３と深層防護レベル４とで、動作原理の異なる設備を採用するため、深層防護レベル３と深層防護レベル４の独立性を確保することができ、深層防護概念の適用を強化することができる。 In the reactor safety system of the present embodiment, the dynamic facilities A2 and A3 and the static facilities P4-1 and P4-2 are used as facilities that operate independently. Therefore, multiple protective equipment can be established, and safety and reliability can be improved. That is, since the equipment with different operating principles is adopted for the defense in depth level 3 and the defense in depth level 4, the independence of the defense in depth level 3 and the defense in depth level 4 can be ensured, and the application of the defense in depth concept is strengthened. can do.

本実施形態の原子炉の安全システムでは、静的設備Ｐ４−１，Ｐ４−２をそれぞれ独立して作動する設備としている。従って、多重防護設備を確立することができ、安全性及び信頼性を向上することができる。 In the reactor safety system of the present embodiment, the static facilities P4-1 and P4-2 are used as facilities that operate independently. Therefore, multiple protective equipment can be established, and safety and reliability can be improved.

本実施形態の原子炉の安全システムでは、深層防護レベル４にて、静的設備Ｐ４−１を原子炉格納容器１１とし、静的設備Ｐ４−２を格納容器冷却設備９３としている。従って、事象初期段階から事象収束段階にかけて適正に事故収束することができる。 In the reactor safety system of the present embodiment, the static equipment P4-1 is used as the reactor containment vessel 11 and the static equipment P4-2 is used as the containment vessel cooling equipment 93 at the defense in depth level 4. Therefore, the accident can be properly converged from the initial stage of the event to the convergence stage of the event.

なお、上述した実施形態では、原子炉を加圧水型原子炉として説明したが、この原子炉に限定されるものではなく、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ：Boiling Water Reactor）などの原子炉にも適用することができる。 In the above-described embodiment, the reactor has been described as a pressurized water reactor, but the reactor is not limited to this reactor, and is also applied to a reactor such as a boiling water reactor (BWR). can do.

１０原子力発電プラント
１１原子炉格納容器
１２加圧水型原子炉
１３蒸気発生器
１４高温側送給配管
１５低温側送給配管
１７加圧器
２３加圧器逃がし弁
２６炉心
２７燃料集合体
２８制御棒
２９制御棒駆動装置
３１伝熱管群
３４化学体積制御系
４７原子炉非常用冷却装置
５６蓄圧タンク
６１ａ，６１ｂ配管
６２蒸気タービン
６６発電機
６８復水器
９３格納容器冷却設備
２００中央制御室
２０１監視制御装置
Ｐ２，Ｐ３静的設備（第１静的設備）
Ｐ４−１静的設備（第２静的設備、初期静的設備）
Ｐ４−２静的設備（第２静的設備、収束静的設備）
Ａ２，Ａ３動的設備 10 Nuclear power plant 11 Reactor containment vessel 12 Pressurized water reactor 13 Steam generator 14 High temperature side feed pipe 15 Low temperature side feed pipe 17 Pressurizer 23 Pressurizer relief valve 26 Core 27 Fuel assembly 28 Control rod 29 Control rod Drive device 31 Heat transfer tube group 34 Chemical volume control system 47 Reactor emergency cooling device 56 Accumulation tank 61a, 61b piping 62 Steam turbine 66 Generator 68 Condenser 93 Condensation cooling equipment 200 Central control room 201 Monitoring control device P2 P3 Static equipment (1st static equipment)
P4-1 Static equipment (second static equipment, initial static equipment)
P4-2 Static equipment (2nd static equipment, convergent static equipment)
A2, A3 dynamic equipment

Claims

The first static equipment that operates in the initial stage of the first event at a protection level where core meltdown does not occur,
Dynamic equipment that operates at the event convergence stage at a protection level where core meltdown does not occur,
The second static equipment that operates in the second event initial stage and event convergence stage at the timing when the protection level where core meltdown does not occur to the protection level where core meltdown occurs,
Equipped with a,
At the event convergence stage at the protection level where core meltdown does not occur, only the dynamic equipment operates.
Reactor safety system characterized by that.

The safety system for a nuclear reactor according to claim 1, wherein the second static equipment and the dynamic equipment are equipment that operate independently by adopting equipment having different operating principles.

The atom according to claim 1 or 2, wherein the first static equipment and the second static equipment are equipment that operate independently by adopting equipment having different operating principles. Reactor safety system.

The second static equipment includes an initial static equipment that operates in the initial stage of the second event and a convergent static equipment that operates in the event convergence stage, and the initial static equipment and the convergent static equipment. The reactor safety system according to any one of claims 1 to 3, wherein the equipment is equipment that operates independently by adopting equipment having different operating principles.

The reactor safety system according to claim 4, wherein the initial static equipment has a reactor containment vessel, and the convergent static equipment has a cooling equipment for the reactor containment vessel.

The first static facility and the second static facility according to any one of claims 1 to 5, wherein the first static facility and the second static facility do not require an AC power source and operate without an operation operation by an operator. Reactor safety system.