JPH036497A - 沸謄水型原子力発電プラント - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 （産業上の利用分野） 本発明は沸騰水型原子力発電プラントに係り、特に定期
点検時等における水抜き作業の効率化を図った沸騰水型
原子力発電プラン１〜に関する。

（従来の技術） 沸騰水型原子力発電プラントでは、沸騰水型原子炉（Ｂ
ＷＲ）の原子炉圧力容器（ＲＰ　Ｖ　）内の炉水量を、
定期点検時や改良工事等の際に作業内容に応じて制御し
ており、場合によっては炉水全量を排水している。なお
、同時に原子炉再循環系（ＰＬＲ）の全排水も行ない、
弁および機器等の点検を行なうこともある。

第２図は従来の沸騰水型原子力発電プラン１〜における
水抜き用の系統構成を示している。

原子炉格納容器（ＰＣＶ）１内の原子炉圧力容器２には
、上部ヘッド（ＲＰＶヘッド）３が着脱可能に設けられ
、このＲＰＶヘッド３には空気注入用のノズル４が設け
られている。原子炉圧力容器２には、原子炉再循環系配
管５および残留熱除去系配管６が接続されている。原子
炉再循環系配管５には、ＰＬＲポンプ７、ポンプ人口弁
８おＪ：びポンプ出口弁９が設けられ、ポンプ上下流側
に止め弁１０．１１をぞれぞれ右するドレン配管１２．
１３が接続されている。これらのドレン配管１２．１３
は、原子炉圧力容器２の底部に設けられた止め弁１４付
きドレン配管１５、およびこのドレン配管１５に必要に
応じて接続される操作弁１６付き仮配管１７ととどもに
、サンプピット１８に導入されている。サンプピット１
８にはサンプポンプ１９を有する配管２０が設けられ、
この配管２０は図示しない廃棄物処理系（ＲＷ）に導か
れている。

一方、残留熱除去系配管６は原子炉再循環系配管５のポ
ンプ人口弁８上流側から分岐し、原子炉圧力容器２に閉
ループ状に接続されている。この残留熱除去系６には、
原子炉再循環系配管５側から順次にＲｌ−Ｉ　Ｒ系内側
隔離弁２１、ＲＨＲポンプ人口弁２２、ＲＨＲ水ポンプ
３、ＲＨＲポンプ出口弁２４、Ｒｌ−Ｉ　Ｒ熱交換器人
口弁２５、ＲＨＲ熱交換器２６、ＲＨＲ熱交換器出口弁
２７、Ｒ）−ＩＲ戻り第２隔離弁２８および、ＲＨＲ戻
り第１隔離弁２９が設けられている。そして、ＲＨＲポ
ンプ出口弁２４とＲ）−ＩＲＲ交換器人口弁２５との間
から止め弁３０付きＲＨＲ系水抜き配管３１が設けられ
、このＲＨＲ系水抜ぎ配管３１は、図示しない廃棄物処
理系に導かれている。

定期点検時等においては、炉水を原子炉圧力容器２のＲ
ＰＶフランジ面３２まで満たしておぎ、ＲＰＶヘッド３
を取外して、原子炉圧力容器２内の燃料集合体おＪ：び
炉内構造物等を所定の場所に移動し、その後、環境維持
のためにＲＰＶヘッド３を再び仮置きする。

原子炉圧力容器２のＲＰＶシコラウドレベル３３までの
水抜きは、原子炉再循環系配管５および残留熱除去系配
管６によって行ない、そのレベル以下の水抜きは、原子
炉圧力容器２底部のドレン配管１５によって行なう。な
お、原子炉再循環系配管５内の水抜きは、ドレン配管１
２．１３にＪ：つて行なう。

ＲＰＶシュラウドレベル３３までの水抜ぎを行なう場合
には、残留熱除去系配管６のＲｌ−Ｉ　Ｒ系内側隔離弁
２１、ＲＨＲポンプ人口弁２２、ＲＨＲ水ポンプ口弁２
４および止め弁３０を開状態とし、ＲＨＲ熱交換器人口
弁２５、ＲＨＲ熱熱交換器出口 弁２７、ＲＨＲ戻り第２隔離弁２８およびＲｌ−Ｉ　Ｒ
戻り第１隔離弁２９を開状態とする。

そして、Ｒｌ−Ｉ　Ｒポンプ２３を運転して、ＲＰＶシ
ュラウドレベル３３以上の炉水を原子炉圧力容器２内か
ら残留熱除去系配管６のＲＨＲ系水抜き配管３１を介し
て矢印ａで示すように、廃棄物処理系に移送し、回収す
る。ＲＰＶシュラウドレベル３３までの水抜きが終了し
た後は、ＲＨＲポンプ２３を停止するとともに、Ｒｌ−
Ｉ　Ｒ系内側隔離弁２１、ＲＨＲポンプ人口弁２２、Ｒ
ＨＲポンプ出口弁２４および止め弁３０を閉状態とする
。

また、ＲＰＶシュラウドレベル３３以下の水抜きを行な
う場合には、止め弁１４および操作弁１６を徐々に開操
作する。この場合、ノズル４からの注入空気のヘッド圧
により、炉水はドレン配管１５および仮配管１７を介し
て矢印すで示すように、サンプピット１８に排出される
。

これと同時に原子炉再循環系配管５内の水抜きを行なう
。この場合には、ポンプ人口弁８およびポンプ出口弁９
を開状態とし、止め弁１０．１１を徐々に開操作して、
ヘッド圧によってドレン配管１２．１３を介して矢印Ｃ
で示すように、サンプピット１８に排水する。サンプピ
ッ１〜１８に排出された炉水はサンプポンプ１９の運転
により、配管２０を介して矢印ｄで示すように、廃棄物
処理系に移送し、回収する。

このような作業は、１〜２日間かりて行なわれ、水抜き
完了後は、止め弁１０，１１．１４および操作弁１６を
閉状態とする。

（発明が解決しようとする課題） 上述した従来の沸騰水型原子力発電プラントによって水
抜きを行なう場合には、炉水の排水用圧力として、ノズ
ル４を介して導入する空気（矢［１ｅ）によるヘッド圧
のみを用いるものであるため、排出力が比較的弱い。こ
のため、水抜き後半になると、ヘッド圧が減少して合弁
を全開にしても排水量が少なくなり、これにより前記の
如く水抜き終了まで１〜２日の期間を要し、安全管理を
考慮して行なわれる作業上、その能率が悪く、労力も多
く要する等の問題があった。

本発明はこのＪ：うな事情に鑑みてなされたもので、定
期点検時等の水抜き作業の能率向上、安全性の向上およ
び労力軽減等が図れる沸騰水型原子力発電プラントを提
供することを目的とする。

〔発明の構成〕

（課題を解決するための手段） 本発明は、原子炉圧力容器内の炉水を原子炉再循環系配
管および残留熱除去系配管を介して廃棄物処理系に水抜
ぎ可能とした沸騰水型原子力発電プラントにおいて、前
記原子炉圧力容器の内部に上部ヘッドを介して炉水加圧
用の空気を供給する加圧空気供給装置を設【プたことを
特徴とする。

（作用） 本発明に係る沸騰水型原子力発電プラントによれば、水
抜き時の炉水排出用圧力として、原子炉圧力容器上方の
加圧空気供給装置からの加圧空気を用いるので、排水圧
力が従来に比較して高まり、水抜き後半でも排水量が減
少しない。したがって、水抜ぎ作業の能率が向上し、水
扱き終了まで比較的短い時間を要するだけでよく、また
安全性の向上および労力軽減等が図れるようになる。

（実施例） 以下、本発明に係る沸騰水型原子力発電プラントの一実
施例を第１図を参照して説明する。

この実施例では第１図に示すように、原子炉格納容器４
１内の原子炉圧力容器４２に、ＲＰＶヘッド４３が着脱
可能に設【プられ、このＲＰＶヘッド４３に空気注入用
のノズル４４が設けられている。

このノズル４４に、炉水加圧用の空気を供給する加圧空
気供給装置４５が接続されている。即ち、加圧空気供給
装置４５は、原子炉建屋最上階４６に設けられてサービ
ス用圧縮空気（ＳＡ）を空気源から取入れる取入れ口４
７と、この取入れ口４７に着脱可能に接続され、ノズル
４４に接続される仮配管４８とを有している。仮配管４
８には、取入れロ４７側から、順に元弁４９、操作弁５
０、異物侵入防止用フィルタ５１および圧力制御弁５２
が設けられている。また、圧力制御弁５２の上下流部分
に元圧用圧力計５３および加圧用圧力計５４がそれぞれ
設【プられている。なお、ノズル４４と仮配管４８とは
フランジ５５を介してボルト締めされている。

原子炉圧力容器４２には、原子炉再循環系配管６５およ
び残留熱除去系配管６６が接続されている。原子炉再循
環系配管６５には、ＰＬＲポンプ６７、ポンプ人口弁６
８およびポンプ出口弁６９が設けられ、ポンプ上下流側
に止め弁７０．７１をそれぞれ有するドレン配管７２．
７３が接続されている。これらのドレン配管７２．７３
は、原子炉圧力容器４２の底部に設けられた止め弁７４
付きドレン配管７５、およびこのドレン配管７５に必要
に応じて接続される操作弁７６付き仮配管７７とととも
に、サンプピット７８に導入されている。サンプピット
７８にはサンプポンプ７９を有する配管８０が設けられ
、この配管８０は図示しない廃棄物処理系（ＲＷ）に導
かれている。

一方、残留熱除去系配管６６は原子炉再循環系配管６５
のポンプ人口弁６８上流側から分岐し、原子炉圧力容器
４２に閉ループ状に接続されている。この残留熱除去系
６６には、原子炉再循環系配管６５側から順次にＲＨＲ
系内側隔離弁８１、ＲＨＲポンプ人口弁８２、ＲＨＲポ
ンプ８３、ＲＨＲポンプ出口弁８４、ＲＨＲ熱交換器人
口弁８５、ＲＨＲ熱交換器８６、Ｒ１−ＩＲ熱交換器出
口弁８７、ＲＨＲ戻り第２隔離弁８８および、Ｒｌ−Ｉ
　Ｒ戻り第１隔離弁８９が設けられている。そして、Ｒ
ＨＲポンプ出口弁８４とＲＨＲ熱交換器人口弁８５との
間から止め弁９０付きＲＨＲ系水抜ぎ配管９１が設けら
れ、このＲＨＲ系水抜き配管９１は、図示しない廃棄物
処理系に導かれている。

定期点検時等においては、炉水を原子炉圧力容器４２の
ＲＰＶフランジ面９２まで満たしておき、ＲＰＶヘッド
４３を取外して、原子炉圧力容器４２内の燃料集合体お
よび炉内構造物等を所定の場所に移動して、環境維持の
ためにＲＰＶヘッド４３を再び仮置きする。

この段階では、加圧空気供給装置４５をノズル４４に接
続せず、ノズル４４は従来と同様に通常空気導入用とし
て開放しておく。

そして、まず原子炉圧力容器４２のＲＰＶシュラウドレ
ベル９３までの水抜きを行なう。この場合には、原子炉
再循環系配管６５および残留熱除去系配管６６によって
行なうが、排水用圧力としては、従来と同様にヘッド圧
を用いる。

即ち、残留熱除去系配管６６のＲｌ−Ｉ　Ｒ系内側隔離
弁８１、ＲＨＲポンプ人口弁８２、Ｒｌ−Ｉ　Ｒポンプ
出口弁８４および止め弁９０を開状態とし、ＲＨＲ熱交
換器人口弁８５、Ｒｌ−Ｉ　Ｒ熱交換器出口弁８７、Ｒ
ｌ−Ｉ　Ｒ戻り第２隔離弁８８およびＲＨＲ戻り第１隔
離弁８９を閉状態とする。

そして、Ｒｌ−Ｉ　Ｒポンプ８３を運転して、ＲＰＶシ
ュラウドレベル９３以上の炉水を原子炉圧力容器４２内
から残留熱除去系配管６６のＲ１−ＩＲ系水抜き配管９
１を介して矢印Ａで示すように、廃棄物処理系に移送し
、回収する。ＲＰＶシュラウドレベル９３までの水抜き
が終了した後は、ＲＨＲポンプ８３を停止するとともに
、ＲＩ−Ｉ　Ｒ系内側隔離弁８１、ＲＨＲポンプ人口弁
８２、ＲＨＲポンプ出目弁８４および止め弁９０を閉状
態とする。

次に、ＲＰＶシュラウドレベル９３以下の水抜きを行な
う。この場合には、排水用圧力として、加圧空気供給装
置４５からの加圧空気を使用する。

なお、加圧空気供給装置４５の原子炉建屋最上階４６へ
の設置およびノズル４４への接続、ならびに準備操作は
、上記のＲＰＶシコラウドレベル９３までの水抜き操作
と平行して行なうことが能率的である。準備操作として
は、例えば元弁４９を開状態として、元圧用圧力計５３
の支持値を確認し、圧力制御弁５２を大気圧よりも幾分
高めとなるように加圧用圧力計５４を確認しながら、調
整し、原子炉圧力容器４２内が所定の圧力に到達するよ
うに圧力制御弁５２をセット覆る等の操作を行なう。

原子炉圧力容器４２内が所定の圧力に到達したならば、
水抜き操作を開始する。即ち、ドレン配管７５の止め弁
７４および操作弁７６を徐々に開操作する。この場合、
ノズル４４からの加圧空気（矢印Ｅ）により、炉水はド
レン配管７５および仮配管７７を介して矢印Ｂで示すよ
うに、サンプ１ ピット７８に排出される。

これと同時に原子炉再循環系配管６５内の水抜きを行な
う。この場合には、ポンプ人口弁６８およびポンプ出目
弁６９を開状態とし、止め弁７０゜７１を徐々に開操作
して、加圧空気によってドレン配管７２．７３を介して
矢印Ｃで示すように、サンプピット７８に排水する。サ
ンプピッ１〜７８に排水された炉水はサンプポンプ７９
の運転により、配管８０を介して矢印りで示すように、
廃棄物処理系に移送し、回収する。

水抜き完了後は、加圧空気供給装置４５を停止させ、残
存圧をサンプピッ１−７８に放出した後、止め弁７０，
７１．７４および操作弁７６を開状態とするとともに、
加圧空気供給装置４５を取外せばよい。

このような実施例によれば、水抜き時の炉水排出用圧力
として、原子炉圧力容器４２上方の加圧空気供給装置４
５からの加圧空気を用いるので、排水圧力が従来に比較
して高まる。したがって、従来のようにヘッド圧にのみ
依存していた場合と２ 異なり、特に水抜き後半でヘッド圧低下によるυｉ水量
が減少する等の不都合が生じることがなく、水抜き作業
の能率が向上し、水抜き終了まで半日程麿の比較的短い
時間を要するたりでにり、また安全性の向上および労力
軽減等が図れるようになる。

〔発明の効果〕

以上のように、本発明に係る沸騰水型原子力発電プラン
トによれば、水扱き時の炉水排出用圧力として加圧空気
を用いるようにしたので、定期点検時等の水抜き作業の
能率向上、安全性の向上および労力軽減等が図れる等の
効果が奏される。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る沸騰水型原子力発電プラントの一
実施例を示す系統図、第２図は従来例を示す系統図であ
る。 ４２・・・原子炉圧力容器、４３・・・ＲＰＶヘッド（
上部ヘッド）、４５・・・加圧空気供給装置、６５・・
・原子炉再循環系配管、６６・・・残留熱除去系配管。 　３ ４

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 原子炉圧力容器内の炉水を原子炉再循環系配管および残
   留熱除去系配管を介して廃棄物処理系に水抜き可能とし
   た沸騰水型原子力発電プラントにおいて、前記原子炉圧
   力容器の内部に上部ヘッドを介して炉水加圧用の空気を
   供給する加圧空気供給装置を設けたことを特徴とする沸
   騰水型原子力発電プラント。