JPH06160590A - 原子力発電所の補機冷却系統設備 - Google Patents

原子力発電所の補機冷却系統設備

Info

Publication number
JPH06160590A
JPH06160590A JP43A JP31457592A JPH06160590A JP H06160590 A JPH06160590 A JP H06160590A JP 43 A JP43 A JP 43A JP 31457592 A JP31457592 A JP 31457592A JP H06160590 A JPH06160590 A JP H06160590A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
emergency
cooling system
plant
load
seawater
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
JP43A
Other languages
English (en)
Inventor
Masami Hirata
雅己 平田
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP43A priority Critical patent/JPH06160590A/ja
Publication of JPH06160590A publication Critical patent/JPH06160590A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【目的】 プラント通常運転中にも非常用系統設備とし
ての機能を失うことなく連通管の運用を可能とし貝の付
着・成長を防止できる信頼性の高い原子力発電所の補機
冷却系統設備を提供することにある。 【構成】 本発明に係る原子力発電所の補機冷却系統設
備は、複数に分割された原子炉補機冷却系統設備20
a,20bと、原子炉補機冷却海水系統設備21a,2
1bと、この原子炉補機冷却系統設備20a,20bの
間を接続する連通管13,14と、この連通管13,1
4に配設され、非常信号12を検出して閉動作する連通
管自動弁15,16とから構成されている。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【産業上の利用分野】本発明は原子力発電所の補機冷却
系統設備に関する。
【0002】
【従来の技術】一般に、原子力発電所の補機冷却系統設
備は、原子炉補機冷却系統設備(以下RCWSという)
と原子炉補機冷却海水系統設備(以下RSWSという)
から成る。RCWSは原子力発電所内の常用負荷(負荷
とは補機冷却系統設備に対する除熱対象をいう),常・
非常用負荷及び非常用負荷に淡水の補機冷却水(以下R
CWという)を供給し、各負荷の除熱を行う。RSWS
は各負荷を冷却し温度の上昇したRCWを熱交換器にて
海水を用いて冷却する。RCWはRSWSにて冷却され
た後、常用負荷,常・非常用負荷及び非常用負荷へ供給
される。原子力発電所の補機冷却系統設備は、安全上の
理由から単一故障を考慮し独立した複数の系列からなる
非常用負荷に対応し、通常の場合RCWS及びRSWS
共に独立した複数の系列として設置されている。以下、
図2を用いて従来の原子力発電所の補機冷却系統設備に
ついて説明する。図2は従来の原子力発電所の補機冷却
系統設備で、独立2系列設置の場合の系統構成を示すも
のである。図2において、RCWS20a,20bはR
CWを冷却水ポンプ1a,1bから吐出し熱交換器2
a,2bにて冷却し一定の温度に調節した後供給配管
3,3を通じて非常用負荷5a,5b,常・非常用負荷
6a,6b,常用負荷7a,7bに導いている。この負
荷を冷却したRCWは各負荷から戻り配管4,4を介し
て再度冷却水ポンプ1a,1bの吸い込み側に戻るよう
に構成されている。ここで、非常用負荷5a,5bは冷
却材喪失及び電源喪失等のプラント非常時に運転の必要
な負荷であり、プラント非常時に発せられる非常信号1
2,12により自動弁8,8が開動作し、RCWが通水
される。常・非常用負荷6a,6bはプラント通常運転
時及び非常時共に運転される負荷であり、RCWは常時
通水されている。常用負荷7a,7bはプラント通常運
転時に運転される負荷であり、プラント非常時に必要な
負荷ではない。従って、常用負荷7a,7bに対しては
プラント非常時にRCWS20a,20bの運転状況に
応じてRCWの供給・停止が可能なように自動弁9a,
9b,10a,10bを設けている。この自動弁9a,
9b,10a,10bは非常信号12,12で閉動作し
常用負荷7a,7bへのRCW供給を停止するが、状況
に応じて再び開動作が可能なように遠隔操作スイッチ
(図示せず)を設置している。また、サージタンク1
1,11は温度変化等によるRCWの体積変化の吸収、
自動弁8,8,9a,9b,10a,10b等からの微
少漏洩に対する補給のために設けられている。 一方、
RSWS21a,20bは海水ポンプ17a,17b、
海水配管19,19、ストレーナ18,18から成る。
取水槽(図示せず)に設置された海水ポンプ17a,1
7bにより加圧された海水はストレーナ18,18にて
貝殻等の異物が取り除かれた後、熱交換器2a,2bで
RCWを冷却し放水口(図示せず)より海洋へ放出され
る。
【0003】更に、上述の独立した2系列のRCWS2
0a,20bは連通管弁30,30を有する供給側連通
管13及び連通管弁31,31を有する戻り側連通管1
4で接続されている。供給側連通管13は運転系列(以
下A系列という)側の常用負荷7aとこの常用負荷7a
の上流側に設けられた自動弁9aの間から分岐し、停止
系列(以下B系列という)側の常用負荷7bとこの常用
負荷7bの上流側に設けられた自動弁9bの間に接続さ
れる。一方、戻り側連通管14はB系列側の常用負荷7
bとこの常用負荷7bの下流側に設けられた自動弁10
bの間から分岐し、A系列側の常用負荷7aとこの常用
負荷7aの下流側に設けられた自動弁10aの間に接続
される。
【0004】このように構成された原子力発電所の補機
冷却系統設備は、定期検査等によるプラント停止時で非
常用負荷5a,5bへのRCW供給が不要な場合には補
機冷却系統設備の片側系列を停止し、B系列側の常用負
荷7b、非・常用負荷6bに対し供給側連通管13に設
けられた自動弁30,30及び戻り側連通管14に設け
られた自動弁31,31を開動作させることにより、A
系列側からRCWの供給が可能となっている。従って、
供給側連通管13及び戻り側連通管14を運用している
間にB系列側の冷却水ポンプ1b、熱交換器2bの点検
等を実施することが可能である。
【0005】一方、プラント通常運転中は非常用負荷5
a,5bは常に待機状態にあるのでRCWS20a,2
0bは非常信号12の発生と共に直ちにRCWを供給す
る必要がある。この場合、非常用負荷はプラントの安全
上重要な設備であり、単一故障を考慮して複数の系列を
有しておりプラント非常時には各々独立に動作する構成
となっているので、その冷却水として供給されるRCW
についてもプラント非常時には各系列を独立に運転する
必要がある。従って、プラント通常運転中は原子力発電
所の補機冷却系統設備は各系列共に連続運転を行ってい
る。
【0006】
【発明が解決しようとする課題】原子力発電所の補機冷
却系統設備のうち、RSWSはプラント通常運転中海水
が連続して流通しているため、海水中に存在するプラン
クトン、特に貝の幼生が配管内面や熱交換器内に付着し
成長することによって、系統抵抗が増大し海水流量の低
下や乱流による配管や熱交換器伝熱管内面の減肉等が発
生する。このため、貝の付着防止技術としては種々の方
法が考慮されている。主な方法としては、防汚塗料の塗
布、薬品注入等があるが、防汚塗料は塗膜の寿命が数年
と短く、定期的に再塗装が必要であり貝付着防止効果も
完全とは言えない。また、薬品注入は貝付着防止には著
しい効果があるものの毒性が強いことから周辺環境への
影響を考慮し採用していない。現在最も有効な貝付着防
止の手段はプラント停止中にRSWSの運転・停止を繰
り返し、停止中のRSWS内の海水を酸素欠乏に到らせ
ることによりプランクトンや稚貝を死滅させると共に生
き残った若干の貝については定期的な洗浄等によって除
去する方法である。しかしながら、上述のとおりRSW
Sはプラント運転中には連続運転していることから貝の
付着・成長も著しく、プラント定期点検に合わせて実施
しているRSWSの海水配管及び熱交換器の洗浄に多大
な時間を要する。また、洗浄の結果発生する多量の貝の
処理が必要になるなどプラント運転中の海水流量低下や
海水配管等の減肉のみならず、点検・洗浄にも多大な時
間を要するという問題があった。
【0007】本発明は係る従来の事情に対処してなされ
たものであり、その目的はプラント通常運転中にも非常
用系統設備としての機能を失うことなく連通管の運用を
可能とし貝の付着・成長を防止できる信頼性の高い原子
力発電所の補機冷却系統設備を提供することにある。
【0008】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するた
め、本発明の原子力発電所の補機冷却系統設備において
は、プラント通常運転時に使用される常用負荷,プラン
ト通常運転時と非常時に使用される常・非常用負荷及び
非常時に使用される非常用負荷の各負荷を供給配管及び
戻り配管で並列に接続し冷却水ポンプ及び熱交換器を有
してなる系列を複数有するRCWSと、熱交換器に海水
ポンプとストレーナを海水配管で接続してなる系列を複
数有するRSWSと、この複数系列のRCWSに配設さ
れた各々の常用負荷の上流側及び下流側を接続する連通
管と、この連通管に配設され冷却材喪失及び電源喪失等
のプラント非常時に発せられる非常信号を検出して閉動
作する連通管自動弁と、非常信号を検出して自動起動す
る冷却水ポンプと、非常信号を検出して自動起動する海
水ポンプとからなることを特徴とするものである。
【0009】
【作用】上記構成の原子力発電所の補機冷却系統設備に
おいては、連通管に設置した連通管自動弁が非常信号に
て閉動作し、停止系列側の冷却水ポンプ及び海水ポンプ
が自動起動する。従って、プラント異常時に、補機冷却
系統設備は独立した複数の系列として運転され、非常用
系統設備としての機能を喪失することなくプラント通常
運転中においても連通管を運用しRSWSの運転・停止
を繰り返すことができる。
【0010】
【実施例】以下に本発明の一実施例に係る原子力発電所
の補機冷却系統設備を図1に基づき説明する。図1は本
発明の実施例に係る原子力発電所の補機冷却系統設備の
系統構成図である。なお、図1において図2と同一部分
には同一符号を付しその部分の構成については説明を省
略する。
【0011】図1において、供給側連通管13には非常
信号12,12にて閉動作する連通管自動弁15,15
が設置されている。また、戻り側連通管14には非常信
号12,12にて閉動作する連通管自動弁16,16が
設置されている。
【0012】このように構成された本発明の原子力発電
所の補機冷却系統設備においては、A系列側のRCWの
一部は常用負荷7aとこの常用負荷7aの上流側に設け
られた自動弁9aの間から分岐する供給側連通管13を
介してB系列側の常用負荷7b及び常・非常用負荷6b
に供給される。常用負荷7b及び常・非常用負荷6bを
冷却した後、A系列側のRCWの一部はB系列側の常用
負荷7bとこの常用負荷7bの下流側に設けられた自動
弁10bの間から分岐する戻り側連通管14を介してA
系列側の常用負荷7aとこの常用負荷7aの下流側に設
けられた自動弁10aの間に戻される。ここで供給側連
通管13 に設けられた連通管自動弁15,15及び戻
り側連通管14に設けられた連通管自動弁16,16は
非常信号12…にて閉動作する。また、冷却水ポンプ1
b,海水ポンプ17bについては非常信号12が発生す
ると自動起動する。従って、プラント通常運転中で補機
冷却系統設備の片側の系列を停止させ連通管を運用して
A系列からB系列へRCWの一部を供給している場合に
おいても、プラント異常に起因する非常信号12…が発
生すると連通管自動弁15,15,16,16が閉動作
すると共にB系列側の冷却水ポンプ1b及び海水ポンプ
17bが自動起動し、各系列は独立して運転され、各系
列の非常用負荷5a,5bにRCWの供給が可能とな
る。よって、RSWSの運転・停止を各系列において交
互に繰り返し、停止中のRSWS内の海水を酸素欠乏に
到らせることによりプランクトンや稚貝を死滅させるこ
とが可能となる。
【0013】
【発明の効果】以上説明したように、本発明の原子力発
電所の補機冷却系統設備においては連通管に設置した連
通管自動弁が非常信号にて閉動作し、停止系列側の冷却
水ポンプ及び海水ポンプが自動起動し、独立した複数の
系列として運転される。従って非常用系統設備の機能を
喪失することなく、プラント通常運転中においても連通
管を運用しRSWSの運転ができる。よって、RSWS
の運転・停止を各系列において交互に繰り返し、停止中
のRSWS内の海水を酸素欠乏に到らせることによりプ
ランクトンや稚貝を死滅させることが可能となる。
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明の一実施例に係る原子力発電所の補機冷
却系統設備の系統構成図。
【図2】原子力発電所の補機冷却系統設備の従来例を示
す系統構成図。
【符号の説明】
1a,1b…冷却水ポンプ 2a,2b…熱交換器 3…供給配管 4…戻り配管 5a,5b…非常用負荷 6a,6b…常・非常
用負荷 7a,7b…常用負荷 12…非常信号 13…供給側連通管 14…戻り側連通管 15…連通管自動弁 16…連通管自動弁 17a,17b…海水ポンプ 18…ストレーナ 19…海水配管 20a,20b…原子炉補機冷却系統設備(RCWS) 21a,21b…原子炉補機冷却海水系統設備(RSW
S)

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 プラント通常運転時に使用される常用負
    荷,プラント通常運転時と非常時に使用される常・非常
    用負荷及び非常時に使用される非常用負荷の各負荷を供
    給配管及び戻り配管で並列に接続し冷却水ポンプ及び熱
    交換器を有する系列を複数有する原子炉補機冷却系統設
    備と、前記熱交換器に海水ポンプとストレーナを海水配
    管で接続してなる系列を複数有する原子炉補機冷却海水
    系統設備と、この複数系列の原子炉補機冷却系統設備に
    配設された各々の常用負荷の上流側及び下流側を接続す
    る連通管と、この連通管に配設され前記非常用負荷が使
    用されるプラント非常時に発せられる非常信号を検出し
    て閉動作する連通管自動弁とを有し、前記冷却水ポンプ
    と海水ポンプは前記非常信号を検出して自動起動するこ
    とを特徴とする原子力発電所の補機冷却系統設備。
JP43A 1992-11-25 1992-11-25 原子力発電所の補機冷却系統設備 Pending JPH06160590A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP43A JPH06160590A (ja) 1992-11-25 1992-11-25 原子力発電所の補機冷却系統設備

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP43A JPH06160590A (ja) 1992-11-25 1992-11-25 原子力発電所の補機冷却系統設備

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH06160590A true JPH06160590A (ja) 1994-06-07

Family

ID=18054943

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP43A Pending JPH06160590A (ja) 1992-11-25 1992-11-25 原子力発電所の補機冷却系統設備

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPH06160590A (ja)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US9032994B2 (en) Fire suppression circulation system
EP3408462B1 (en) Method for controlling a vacuum sewage system for a building or for a marine vessel
Allal et al. Toward a reliable sea water central cooling system for a safe operation of autonomous ship
Prescott et al. Impact of dreissenid mussels on the infrastructure of dams and hydroelectric power plants
JPH06160590A (ja) 原子力発電所の補機冷却系統設備
JP2731298B2 (ja) 原子炉補機冷却設備
JP2642552B2 (ja) 冷却海水系の運転制御方法
JPH07305997A (ja) 冷却系設備
JPS6267297A (ja) ポンプの軸受潤滑装置
CN110176318B (zh) 百万千瓦级核电站冷却水源异常应急处理系统及方法
JPH1020081A (ja) 原子力発電所の海水冷却系設備
CN114802690B (zh) 一种船舶冷却系统的排气装置及船舶海水冷却系统
CN209087417U (zh) 海洋核动力平台设备冷却水系统
JPH022997A (ja) 原子力発電所の補機冷却設備
JP3286129B2 (ja) 原子力発電所の補機冷却設備の保守点検方法
KR20130013114A (ko) 스러스터 냉각장치
JPH0659074A (ja) 補機用熱交換器の冷却系
KR20180079711A (ko) 해수 공급 시스템
JPH0815484A (ja) 原子力発電所の補機冷却設備
JPS61265314A (ja) 蒸気タ−ビンプラントにおける冷却水供給装置
JPS60221695A (ja) 熱交換器の保管設備
JPH04282497A (ja) 原子力プラントの補機冷却海水系の運転制御方法
JP2533097B2 (ja) 原子力発電所の補機冷却設備
JP2009269499A (ja) 冷却システム及び冷却方法
JPH0545076A (ja) 復水器循環水装置