JPH07333383A - Nuclear power plant - Google Patents
Nuclear power plantInfo
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- JPH07333383A JPH07333383A JP6122206A JP12220694A JPH07333383A JP H07333383 A JPH07333383 A JP H07333383A JP 6122206 A JP6122206 A JP 6122206A JP 12220694 A JP12220694 A JP 12220694A JP H07333383 A JPH07333383 A JP H07333383A
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Abstract
Description
【0001】[0001]
【産業上の利用分野】本発明は、原子力プラントに係
り、特に使用済み核燃料の貯蔵設備を有する沸騰水型原
子炉プラントに適用するのに好適な原子力プラントに関
する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a nuclear power plant, and more particularly to a nuclear power plant suitable for application to a boiling water reactor plant having a storage facility for spent nuclear fuel.
【0002】[0002]
【従来の技術】原子力発電プラントの、使用済み燃料貯
蔵プールのスペースを増大する方法に関する従来の技術
としては、特開昭56−1395号公報及び特開昭60−24496
号公報がある。2. Description of the Related Art Japanese Patent Application Laid-Open No. 56-1395 and Japanese Patent Application Laid-Open No. 60-24496 are known as conventional techniques for increasing the space of a spent fuel storage pool in a nuclear power plant.
There is a gazette.
【0003】特開昭56−1395号公報は、原子炉機器仮置
きプールを二重底構造にすることにより、蒸気乾燥器及
び気水分離器を二段重ねにして仮置きし、原子炉機器仮
置きプールのスペースを減少させることを示している。
この結果として2つの使用済燃料貯蔵プールが原子炉ウ
ェルを挟むように設けられる。また、特開昭60−24496
号公報は、原子炉ウェルを挟むように使用済燃料貯蔵プ
ールを配置し、これらの使用済燃料貯蔵プールの配列と
直行する方向で原子炉ウェルに隣接して原子炉機器仮置
きプールを配置している。特開昭60−24496 号公報は、
更に、原子炉機器仮置きプールと原子炉ウェル間の機器
移動用開口には、ガイドレールを有する仮設ガータを設
けることにより、一台の燃料交換機で燃料交換を行える
ようにしている。Japanese Unexamined Patent Publication No. 56-1395 discloses a reactor equipment temporary storage pool having a double bottom structure in which steam dryers and steam separators are stacked in two stages for temporary storage. It shows that the space of the temporary pool is reduced.
As a result, two spent fuel storage pools are provided across the reactor well. In addition, JP-A-60-24496
In the gazette, the spent fuel storage pools are arranged so as to sandwich the reactor wells, and the temporary storage pool for reactor equipment is arranged adjacent to the reactor wells in a direction orthogonal to the arrangement of these spent fuel storage pools. ing. JP-A-60-24496 discloses
Further, a temporary garter having a guide rail is provided at the equipment transfer opening between the temporary reactor equipment temporary storage pool and the reactor well so that the fuel can be exchanged by one fuel exchanger.
【0004】これらの従来技術は、いずれも複数の使用
済燃料貯蔵プールを設けて使用済燃料集合体の貯蔵容量
を増大させている。In all of these prior arts, a plurality of spent fuel storage pools are provided to increase the storage capacity of the spent fuel assembly.
【0005】[0005]
【発明が解決しようとする課題】特開昭56−1395号公報
は、原子炉機器仮置きプール及び2つの使用済燃料貯蔵
プールの深さが同じになっている。すなわち、これらの
各プールの底面のレベルを等しくする必要がある。原子
炉格納容器の真上に使用済燃料貯蔵プールの一部が存在
する原子力発電プラントでは、原子炉機器仮置きプール
と使用済燃料貯蔵プールの底面レベルを等しくするため
には、使用済燃料貯蔵プールの上面のレベルを上げる必
要がある。これは、原子炉建屋高さの増大につながり原
子炉建屋の耐震性を強化する必要がある。In Japanese Patent Laid-Open No. 56-1395, the depth of the temporary storage pool for reactor equipment and the two spent fuel storage pools are the same. That is, the bottom level of each of these pools must be equal. In a nuclear power plant where a part of the spent fuel storage pool exists directly above the reactor containment vessel, in order to make the bottom levels of the temporary reactor equipment temporary storage pool and the spent fuel storage pool equal, You need to raise the level of the top of the pool. This leads to an increase in the height of the reactor building, and it is necessary to strengthen the earthquake resistance of the reactor building.
【0006】一方、特開昭60−24496 号公報は、原子炉
機器仮置きプールと原子炉ウェル間の原子炉機器移動用
開口部において燃料交換機のガイドレールが仮設となっ
ているために、燃料交換機の耐震性が確保されない恐れ
がある。また、原子炉機器仮置きプールが使用済燃料貯
蔵プールの配列と直行して設けられるので、運転床の面
積を増大させないかぎり燃料交換時に、外したプールゲ
ート,しゃへいプラグ等を置くスペースを確保できなく
なり、原子炉建屋の横断面積を増加させなければならな
い。On the other hand, Japanese Patent Laid-Open No. 60-24496 discloses a fuel rail because a guide rail of a fuel exchanger is temporarily installed at an opening for moving reactor equipment between a temporary storage pool for reactor equipment and a reactor well. There is a risk that the earthquake resistance of the exchange may not be ensured. In addition, the temporary storage pool for reactor equipment is installed directly to the array of spent fuel storage pools, so it is possible to secure space for the removed pool gate, shield plug, etc. during refueling unless the area of the operating floor is increased. The cross-sectional area of the reactor building must be increased.
【0007】上記いずれの従来技術を適用する場合に
も、現行プラントに比べ耐震性を大幅に強化する必要が
生ずる。When any of the above-mentioned conventional techniques is applied, it is necessary to significantly enhance the earthquake resistance as compared with the existing plant.
【0008】本発明の目的は、原子炉建屋の高さの増加
を抑制でき使用済燃料集合体の貯蔵スペースを増大でき
る原子力プラントを提供することにある。An object of the present invention is to provide a nuclear power plant capable of suppressing an increase in height of the reactor building and increasing a storage space for spent fuel assemblies.
【0009】本発明の他の目的は、燃料交換時間を短縮
できる原子力プラントを提供することにある。Another object of the present invention is to provide a nuclear power plant capable of reducing refueling time.
【0010】本発明の他の目的は、原子炉容器内の構造
物が移動中に第1底面に配置されている燃料集合体の上
に落下する危険性を防止できる原子力プラントを提供す
ることにある。Another object of the present invention is to provide a nuclear power plant capable of preventing a risk that a structure in a reactor vessel falls on a fuel assembly arranged at a first bottom surface during movement. is there.
【0011】本発明の他の目的は、第2底面に仮置きし
た原子炉容器内の構造物が第1底面側に落下する危険性
を抑制できる原子力プラント及び原子力プラントにおけ
る燃料貯蔵方法を提供することにある。Another object of the present invention is to provide a nuclear power plant and a fuel storage method in the nuclear power plant capable of suppressing the risk of the structure in the reactor vessel temporarily placed on the second bottom face falling to the first bottom face side. Especially.
【0012】本発明の他の目的は、原子炉としての機能
を確保しつつ原子炉建屋の高さの増加をより抑制できる
原子力プラントを提供することにある。Another object of the present invention is to provide a nuclear power plant capable of suppressing the increase in height of the reactor building while ensuring the function as a nuclear reactor.
【0013】本発明の他の目的は、原子炉ウェルへの放
射線しゃへいプラグの設置が不要となり、燃料交換作業
時間を短縮できる原子力プラントを提供することにあ
る。Another object of the present invention is to provide a nuclear power plant which does not require the installation of a radiation shield plug in the reactor well and can shorten the refueling work time.
【0014】本発明の他の目的は、貯蔵中における放射
能レベルが従来よりも低下し、かつ使用済燃料集合体の
貯蔵体数を著しく増大できる原子力プラントを提供する
ことにある。Another object of the present invention is to provide a nuclear power plant which has a lower level of radioactivity during storage than ever before and which can remarkably increase the number of storage bodies of spent fuel assemblies.
【0015】本発明の他の目的は、プール内の水を冷却
する設備の冷却容量を低減できる原子力プラントにおけ
る燃料貯蔵方法を提供することにある。Another object of the present invention is to provide a fuel storage method in a nuclear power plant capable of reducing the cooling capacity of equipment for cooling water in a pool.
【0016】本発明の他の目的は、各プール内における
使用済燃料集合体の冷却効率を最適化できる原子力プラ
ントにおける燃料貯蔵方法を提供することにある。Another object of the present invention is to provide a fuel storage method in a nuclear power plant that can optimize the cooling efficiency of spent fuel assemblies in each pool.
【0017】[0017]
【課題を解決するための手段】上記の本発明の目的を達
成する本発明の特徴は、前記一対のガイドレールの間に
複数のプールを配置し、前記各々のプールは、前記原子
炉容器から取り出した使用済の燃料集合体を配置する第
1底面、及びこの第1底面よりも浅い第2底面を有し、
前記第2底面は、前記原子炉容器内の構造物を前記原子
炉容器内の燃料集合体の交換時に仮置できる広さを有す
ることにある。The feature of the present invention for achieving the above-mentioned object of the present invention is that a plurality of pools are arranged between the pair of guide rails, and each pool is arranged from the reactor vessel. A first bottom surface on which the taken-out spent fuel assembly is placed, and a second bottom surface shallower than the first bottom surface,
The second bottom surface has an area that allows a structure in the reactor vessel to be temporarily placed when a fuel assembly in the reactor vessel is replaced.
【0018】上記本発明の他の目的を達成する本発明の
他の特徴は、第2底面の一部は少なくとも前記原子炉格
納容器の真上に位置していることにある。Another feature of the present invention for achieving the above-mentioned other object of the present invention is that a part of the second bottom surface is located at least directly above the reactor containment vessel.
【0019】上記本発明の他の目的は、前記第2底面を
前記プール内に設けられるキャスクピットと前記原子炉
ウェル側のプール側壁との間に設けることにある。Another object of the present invention is to provide the second bottom surface between a cask pit provided in the pool and a pool side wall on the reactor well side.
【0020】上記本発明の他の目的は、前記原子炉容器
の高さが、前記燃料集合体内の燃料棒の長さの4倍以上
5倍以下であることによって達成できる。The above-mentioned other object of the present invention can be achieved by the height of the reactor vessel being 4 to 5 times the length of the fuel rods in the fuel assembly.
【0021】上記本発明の他の目的を達成する本発明の
特徴は、前記格納容器蓋を取り付けた状態で前記原子炉
ウェル内に充填された放射線しゃへい材である水を有す
ることにある。A feature of the present invention that achieves the above-mentioned other object of the present invention is to have water, which is a radiation shielding material, filled in the reactor well with the containment vessel lid attached.
【0022】上記本発明の他の目的を達成する本発明の
特徴は、前記複数のプールの全第1底面は、前記原子炉
容器の炉心内に装荷されている全燃料集合体の3.5〜1
6.0倍の燃料集合体を保有できる広さを備えていること
にある。The feature of the present invention that achieves the above-mentioned other object of the present invention is that all the first bottom surfaces of the plurality of pools are 3.5 of all the fuel assemblies loaded in the core of the reactor vessel. ~ 1
It has a space that can hold 6.0 times as many fuel assemblies.
【0023】上記本発明の他の目的を達成する本発明の
特徴は、プール内に設けられたキャスクピットと前記プ
ールの側壁間に位置する前記第2底面上に、前記原子炉
容器内の燃料集合体の交換時に前記原子炉容器内の構造
物を仮置することにある。The feature of the present invention that achieves the other object of the present invention is that the fuel in the reactor vessel is provided on the second bottom surface located between the cask pit provided in the pool and the side wall of the pool. The structure is temporarily placed in the reactor vessel when the assembly is replaced.
【0024】上記本発明の他の目的を達成する本発明の
他の特徴は、プール内に設けられたキャスクピットと前
記プールの側壁間に位置する前記第2底面上に、前記原
子炉容器内の燃料集合体の交換時に前記原子炉容器内の
構造物を仮置することにある。Another feature of the present invention for achieving the above-mentioned other object of the present invention is that the inside of the reactor vessel is provided on the second bottom surface located between the cask pit provided in the pool and the side wall of the pool. When the fuel assembly is replaced, the structure inside the reactor vessel is temporarily placed.
【0025】上記本発明の他の目的を達成する本発明の
他の特徴は、前記原子炉容器から取り出した使用済の燃
料集合体を配置する第1底面、及びこの第1底面よりも
浅くて前記原子炉容器内の構造物を仮置できる広さがあ
る第2底面を有し、かつ前記一対のガイドレールの間に
配置されている複数のプールの、それぞれの前記第1底
面の部分に、一回の燃料集合体の交換時に前記原子炉容
器内から取り出された使用済の燃料集合体を、分配して
貯蔵することにある。Another feature of the present invention for attaining the above-mentioned other object of the present invention is to provide a first bottom surface on which a spent fuel assembly taken out from the reactor vessel is arranged, and a shallower surface than the first bottom surface. At a portion of each of the first bottom surfaces of a plurality of pools having a second bottom surface having an area capable of temporarily placing a structure in the reactor vessel and arranged between the pair of guide rails. The purpose of the present invention is to distribute and store the spent fuel assemblies taken out of the reactor vessel at the time of exchanging the fuel assemblies once.
【0026】上記本発明の他の目的を達成する本発明の
他の特徴は、前記各プールに分配する前記使用済の燃料
集合体の割合をプールの容積に比例させることにある。Another feature of the present invention for achieving the above-mentioned other object of the present invention is to make the ratio of the spent fuel assemblies distributed to each pool proportional to the volume of the pool.
【0027】[0027]
【作用】複数のプールのそれぞれは、原子炉容器から取
り出した使用済の燃料集合体を配置する第1底面、及び
この第1底面よりも浅くて原子炉容器内の構造物を前記
原子炉容器内の燃料集合体の交換時に仮置できる広さが
ある第2底面を有しているので、その構造物を置く専用
の仮置きプールを設ける必要がなく、第1底面と第2底
面との高さの差だけ原子炉建屋高さの増大を抑制でき
る。従って、仮置きプールを別に設ける必要がなく、原
子炉建屋の高さの増加を抑制でき使用済燃料集合体の貯
蔵スペースを増大できる。In each of the plurality of pools, a first bottom surface on which a spent fuel assembly taken out from the reactor vessel is arranged, and a structure within the reactor vessel that is shallower than the first bottom surface are provided in the reactor vessel. Since it has a second bottom surface that is wide enough to be temporarily placed when replacing the fuel assembly inside, there is no need to provide a dedicated temporary placement pool for placing the structure, and the first bottom surface and the second bottom surface An increase in reactor building height can be suppressed by the difference in height. Therefore, it is not necessary to separately provide a temporary storage pool, and it is possible to suppress an increase in the height of the reactor building and increase the storage space of the spent fuel assembly.
【0028】原子炉格納容器の上方で少なくとも原子炉
容器の真上に設けられた原子炉ウェルを挟むように各プ
ールを配置しているので、燃料交換時間を短縮できる。Since the pools are arranged above the reactor containment vessel so as to sandwich the reactor well provided at least directly above the reactor vessel, the fuel exchange time can be shortened.
【0029】第2底面の一部は少なくとも原子炉格納容
器の真上に位置しているので、原子炉容器内の構造物を
第2底面に仮置きするために移動させる場合に、燃料集
合体を配置している第1底面の上を通らないので、その
構造物が移動中に第1底面に配置されている燃料集合体
の上に落下する危険性を防止できる。Since a part of the second bottom surface is located at least directly above the reactor containment vessel, when moving the structure in the reactor vessel to temporarily put it on the second bottom surface, the fuel assembly is moved. Since it does not pass over the first bottom surface on which the fuel cell is disposed, it is possible to prevent the structure from falling onto the fuel assembly disposed on the first bottom surface during movement.
【0030】第2底面は少なくとも原子炉格納容器の上
面に設けられたライニング板を含んでいるので、上記し
たように、その構造物が移動中に第1底面に配置されて
いる燃料集合体の上に落下する危険性を防止できる。Since the second bottom surface includes at least the lining plate provided on the upper surface of the reactor containment vessel, as described above, the structure of the fuel assembly disposed on the first bottom surface is in motion. You can prevent the risk of falling down.
【0031】第2底面はプール内に設けられるキャスク
ピットと原子炉ウェル側のプール側壁との間に設けられ
ているので、キャスクピットの側壁により、第2底面に
仮置きした原子炉容器内構造物が使用済燃料集合体を配
置した第1底面側に落下する危険性を解消することがで
きる。Since the second bottom surface is provided between the cask pit provided in the pool and the pool side wall on the reactor well side, the reactor vessel internal structure temporarily placed on the second bottom surface by the cask pit side wall. It is possible to eliminate the risk that an object will drop to the side of the first bottom surface on which the spent fuel assembly is arranged.
【0032】原子炉容器の高さが燃料集合体内の燃料棒
の長さの4倍以上5倍以下であるので、原子炉としての
機能を確保しつつ原子炉建屋の高さの増加をより抑制で
きる。原子炉容器の高さが燃料棒の長さの4倍よりも小
さくなると、原子炉容器内に設けられている構造物の高
さが小さくなり過ぎその機能を発揮できなくなる可能性
がある。原子炉容器の高さが燃料棒の長さの5倍以下に
することにより、原子炉建屋の高さの増加をより抑制で
きる。更に、原子炉としての機能を確保しつつ原子炉容
器をコンパクトにできる。Since the height of the reactor vessel is not less than 4 times and not more than 5 times the length of the fuel rod in the fuel assembly, the height of the reactor building can be further suppressed while ensuring the function as a reactor. it can. If the height of the reactor vessel is less than four times the length of the fuel rod, the height of the structure provided in the reactor vessel may be too small to perform its function. By making the height of the reactor vessel 5 times or less the length of the fuel rod, it is possible to further suppress the increase in the height of the reactor building. Further, the reactor vessel can be made compact while ensuring the function as a nuclear reactor.
【0033】格納容器蓋を取り付けた状態で前記原子炉
ウェル内に充填された放射線しゃへい材である水を有す
るので、従来、格納容器蓋を通して放射される放射線を
しゃへいするために原子炉ウェルに設けられていた放射
線しゃへいプラグが不要となり、放射線しゃへいプラグ
の移動に要した時間が不要になることにより燃料交換作
業時間が短縮される。さらに、放射線しゃへいプラグを
置くスペースを運転床に確保する必要がない。これは、
燃料交換時における運転床の活用計画の作成が非常に容
易になる。Since water, which is a radiation shielding material, is filled in the reactor well in a state where the containment vessel lid is attached, it is conventionally provided in the reactor well to shield radiation emitted through the containment vessel lid. The existing radiation shield plug is no longer needed, and the time required to move the radiation shield plug is no longer required, so that the refueling work time is shortened. Further, it is not necessary to secure a space for placing the radiation shield plug on the driving floor. this is,
It becomes very easy to make a plan for utilizing the operating floor when refueling.
【0034】複数のプールの全第1底面は、前記原子炉
容器の炉心内に装荷されている全燃料集合体の3.5〜
16.0倍の燃料集合体を保有できる広さを備えている
ので、貯蔵中における放射能レベルが従来よりも低下
し、かつ使用済燃料集合体の貯蔵体数を著しく増大でき
る。All the first bottom surfaces of the plurality of pools are 3.5 to 3.5 of all the fuel assemblies loaded in the core of the reactor vessel.
Since it has a space that can hold 16.0 times the number of fuel assemblies, the level of radioactivity during storage is lower than before, and the number of spent fuel assemblies can be significantly increased.
【0035】このプール内に設けられたキャスクピット
とプールの側壁間に位置する第2底面上に、原子炉容器
内の構造物を仮置するので、キャスクピットの側壁によ
り、第2底面に仮置きした原子炉容器内の構造物が第1
底面側に落下する危険性を抑制できる。Since the structure in the reactor vessel is temporarily placed on the second bottom face located between the cask pit provided in the pool and the side wall of the pool, the side wall of the cask pit temporarily puts the second bottom face on the second bottom face. The structure inside the placed reactor vessel is the first
The risk of falling to the bottom side can be suppressed.
【0036】原子炉容器から取り出した使用済の燃料集
合体を配置する第1底面、及びこの第1底面よりも浅く
て原子炉容器内の構造物を仮置きできる広さがある第2
底面を有し、かつ一対のガイドレールの間に配置されて
いる複数のプールの、それぞれの第1底面の部分に、一
回の燃料集合体の交換時に原子炉容器内から取り出され
た使用済の燃料集合体を、分配して貯蔵するので、プー
ル内における原子炉容器から取り出された温度の高い使
用済燃料集合体一体あたりの冷却水量が多くなり、プー
ル内の水を冷却する設備の冷却容量を低減できる。A first bottom surface on which a spent fuel assembly taken out from the reactor vessel is placed, and a second bottom area which is shallower than the first bottom surface and has a space for temporarily placing a structure in the reactor vessel
The spent pools that have been taken out from the reactor vessel at the time of one fuel assembly replacement were attached to the respective first bottom faces of the pools that have bottom faces and are arranged between the pair of guide rails. Since the fuel assemblies of the above are distributed and stored, the amount of cooling water per unit of the spent fuel assemblies of high temperature taken out from the reactor vessel in the pool increases, and the cooling of the equipment for cooling the water in the pool The capacity can be reduced.
【0037】各プールに分配する使用済の燃料集合体の
割合をプールの容積に比例させるので、各プール内にお
ける使用済燃料集合体の冷却効率を最適化できる。Since the ratio of the spent fuel assemblies distributed to each pool is proportional to the volume of the pool, the cooling efficiency of the spent fuel assemblies in each pool can be optimized.
【0038】[0038]
【実施例】本発明の第1の実施例である沸騰水型原子力
発電プラントを図1,図2,図3を用いて説明する。EXAMPLE A boiling water nuclear power plant which is a first example of the present invention will be described with reference to FIGS. 1, 2 and 3.
【0039】格納容器22は、原子炉建屋34内に設け
られている。原子炉圧力容器20は、格納容器22内に
設置される。The storage container 22 is provided in the reactor building 34. The reactor pressure vessel 20 is installed in the containment vessel 22.
【0040】図3は、原子炉圧力容器20の内部構造を
示している。原子炉圧力容器20は、内部に、多数の燃
料集合体11を配置した炉心9を有する。炉心9は、炉
心シュラウド14によって取り囲まれている。冷却材で
ある冷却水は、炉心9内に導かれて燃料集合体11内の
燃料棒によって加熱され、蒸気となる。蒸気は、冷却水
と混ざり合った状態で炉心9上部のシュラウドヘッド1
5に達する。蒸気と水の気液二相流は、スタンドパイプ
16を通って気水分離器17に流入する。気水分離器1
7は、その入口に旋回羽根(図示せず)を設けられる。
気水分離器17内部における気液二相流は、旋回流とな
る。この旋回による遠心力が蒸気,水に作用する。水
は、蒸気よりも比重が大きいので、遠心力の作用を大き
く受ける。このため、気液二相流内の水分は、気水分離
器17の内壁面に押し付けられる。蒸気に作用する遠心
力が水に比べて小さいので、蒸気と水は気水分離器17
内で分離される。分離された蒸気は、気水分離器17上
部から排出される。排出された蒸気はわずかな水滴を含
む。気水分離器17から排出された蒸気は、蒸気乾燥器
18に導かれる。ここで、蒸気中に含まれる微小な液滴
が除去される。蒸気乾燥器18を通過した蒸気は、原子
炉圧力容器20上部の蒸気ドームを経た後、原子炉圧力
容器20側面に設けられた主蒸気ノズル19から主蒸気
配管27に吐出される。この蒸気は、主蒸気配管27を
通って蒸気タービン(図示せず)に供給され、蒸気ター
ビンに回転力を与える。FIG. 3 shows the internal structure of the reactor pressure vessel 20. The reactor pressure vessel 20 has a core 9 in which a large number of fuel assemblies 11 are arranged. The core 9 is surrounded by a core shroud 14. The cooling water, which is a coolant, is introduced into the core 9 and heated by the fuel rods in the fuel assembly 11 to become steam. The steam is mixed with the cooling water, and the shroud head 1 above the core 9
Reach 5. The gas-liquid two-phase flow of steam and water flows into the steam separator 17 through the stand pipe 16. Steam separator 1
7 is provided with a swirl vane (not shown) at its inlet.
The gas-liquid two-phase flow inside the water-water separator 17 becomes a swirl flow. The centrifugal force due to this turning acts on steam and water. Since water has a larger specific gravity than steam, it is greatly affected by centrifugal force. Therefore, the water in the gas-liquid two-phase flow is pressed against the inner wall surface of the steam separator 17. Since the centrifugal force acting on steam is smaller than that of water, steam and water are separated by the steam separator 17.
Separated within. The separated steam is discharged from the upper part of the steam separator 17. The steam discharged contains a few water droplets. The steam discharged from the steam separator 17 is guided to the steam dryer 18. Here, minute droplets contained in the vapor are removed. The steam that has passed through the steam dryer 18 passes through the steam dome above the reactor pressure vessel 20, and is then discharged from the main steam nozzle 19 provided on the side surface of the reactor pressure vessel 20 to the main steam pipe 27. This steam is supplied to a steam turbine (not shown) through the main steam pipe 27, and gives a rotating force to the steam turbine.
【0041】蒸気乾燥器18は、図4に示すように、多
数の波板10を水平方向に並列に配置し、これらの波板
10相互間に蒸気が通る通路47を有する。液滴分離板
46が、波板10から通路47内に突出している。これ
らの液滴分離板46は、通路47内を流れる蒸気中に含
まれる液滴を除去する。すなわち、蒸気中に含まれる液
滴は、液滴分離板46に衝突することによって除去され
る。従来の蒸気乾燥器は、片側の山の数が4程度ある曲
折数の波板を用いていた。しかしながら、本実施例にお
いて用いられる蒸気乾燥器18は、片側の山の数が従来
の半分である2の曲折数の波板10を用いている。この
ため、蒸気乾燥器18は、一体当たりの横断面積を小さ
くできる。蒸気乾燥器18の設置面積の低減により、直
径が同じ原子炉圧力容器20内に、図5及び図6に示す
ように、より多くの蒸気乾燥器18が設置できる。従っ
て、蒸気乾燥器18の高さを低くしても、従来の蒸気乾
燥器と同等の入口面積を確保できる。この場合、蒸気乾
燥器18の高さは1m程度低くできるので、原子炉圧力
容器20の高さを20m程度にまで低くできる。図6に
おいて、中心より左側に配置された6つの蒸気乾燥器1
8は、図4に示すように図面の左から右に向かって蒸気
が流れる。これに対して、中心より右側に配置された6
つの蒸気乾燥器18は図4とは逆向きに配置され、蒸気
は図6において右から左に向かって流れる。As shown in FIG. 4, the steam dryer 18 has a large number of corrugated plates 10 arranged in parallel in a horizontal direction, and has a passage 47 through which steam passes between the corrugated plates 10. A droplet separating plate 46 projects from the corrugated plate 10 into the passage 47. These droplet separating plates 46 remove droplets contained in the vapor flowing in the passage 47. That is, the droplets contained in the vapor are removed by colliding with the droplet separating plate 46. A conventional steam dryer uses a corrugated plate having a number of turns of which the number of peaks on one side is about 4. However, the steam dryer 18 used in the present embodiment uses the corrugated plate 10 having the number of turns of 2, which has half the number of peaks on one side of the conventional one. Therefore, the steam dryer 18 can reduce the cross-sectional area per unit. Due to the reduction of the installation area of the steam dryer 18, as shown in FIGS. 5 and 6, more steam dryers 18 can be installed in the reactor pressure vessel 20 having the same diameter. Therefore, even if the height of the steam dryer 18 is reduced, an inlet area equivalent to that of the conventional steam dryer can be secured. In this case, since the height of the steam dryer 18 can be lowered by about 1 m, the height of the reactor pressure vessel 20 can be lowered to about 20 m. In FIG. 6, six steam dryers 1 arranged on the left side of the center
8, steam flows from left to right in the drawing as shown in FIG. On the other hand, 6 placed on the right side of the center
The four steam dryers 18 are arranged in the opposite direction to FIG. 4, and the steam flows from right to left in FIG.
【0042】原子炉建屋34の詳細な構造を図1を用い
て以下に説明する。The detailed structure of the reactor building 34 will be described below with reference to FIG.
【0043】原子炉圧力容器20は、格納容器22内に
設置される。格納容器22は、コンクリート製の格納容
器本体48及び格納容器本体48の上部に着脱可能に取
り付けられる鋼製の格納容器蓋23を有する。格納容器
本体48は、内部にライニング板が施されている。使用
済燃料貯蔵プール25A及び25Bは、原子炉ウェル2
4の両側に1つずつ配置される。使用済燃料貯蔵プール
25A及び25B、及び原子炉ウェル24は、図2に示
すように、燃料交換機28が移動する一対のガイドレー
ル29の間に直線状に配置される。原子炉の運転時にお
いて、使用済燃料貯蔵プール25A及び25Bと原子炉
ウェル24とは、プールプラグ30によってそれぞれ仕
切られている。使用済燃料貯蔵プール25A及び25B
は、内部に冷却水を充填する。原子炉の運転時におい
て、原子炉ウェル24は格納容器蓋23を底の一部とし
ている。The reactor pressure vessel 20 is installed in the containment vessel 22. The storage container 22 includes a concrete storage container main body 48 and a steel storage container lid 23 that is detachably attached to the upper part of the storage container main body 48. The storage container main body 48 is provided with a lining plate inside. The spent fuel storage pools 25A and 25B are located in the reactor well 2
One on each side of 4. As shown in FIG. 2, the spent fuel storage pools 25A and 25B and the reactor well 24 are linearly arranged between a pair of guide rails 29 on which the refueling machine 28 moves. During operation of the nuclear reactor, the spent fuel storage pools 25A and 25B and the reactor well 24 are partitioned by a pool plug 30. Spent fuel storage pools 25A and 25B
Fills the inside with cooling water. During operation of the nuclear reactor, the reactor well 24 has the containment vessel lid 23 as a part of its bottom.
【0044】使用済燃料貯蔵プール25A及び25B
は、第1底面2A,2B及び第1底面2A,2Bよりも
浅い第2底面3A,3Bをそれぞれ有する。原子炉圧力
容器20から取り出された使用済燃料集合体は、使用す
み燃料貯蔵ラック(図示せず)内に挿入された状態で第1
底面2A,2Bにそれぞれ配置される。第2底面3A,
3Bは、燃料交換時に原子炉圧力容器20から取り出さ
れた原子炉容器内の構造物である気水分離器17及び蒸
気乾燥器18を少なくとも一方を配置できる広さを有す
る。第2底面3A,3Bの一部は、少なくとも格納容器
22の真上に位置する。具体的には、使用済燃料貯蔵プ
ール25A及び25Bの各底面及び側壁はライニング板
により被われているが、第2底面3A,3Bの一部は格
納容器本体48の上面に設けられたライニング板を含ん
でいる。原子炉ウェル24は、原子炉の運転時において
も放射線しゃへい体として機能する水を満たしている。
この水は、格納容器22上部の放射線防護を行う。水に
より格納容器22上部を放射線防護する、いわゆる水し
ゃへいを行うことにより、燃料交換時に運転床33に並
べる機器の数を低減できる。Spent fuel storage pools 25A and 25B
Has a first bottom surface 2A, 2B and a second bottom surface 3A, 3B shallower than the first bottom surface 2A, 2B, respectively. The spent fuel assembly taken out of the reactor pressure vessel 20 is inserted into the spent fuel storage rack (not shown) to be the first fuel assembly.
It is arranged on the bottom surfaces 2A and 2B, respectively. Second bottom surface 3A,
3B is large enough to accommodate at least one of the steam-water separator 17 and the steam dryer 18, which are the structures inside the reactor vessel taken out from the reactor pressure vessel 20 during refueling. Part of the second bottom surfaces 3A and 3B is located at least directly above the storage container 22. Specifically, the bottom surfaces and side walls of the spent fuel storage pools 25A and 25B are covered with the lining plates, but the second bottom surfaces 3A and 3B are partially covered with the lining plates provided on the upper surface of the storage container main body 48. Is included. The reactor well 24 is filled with water that functions as a radiation shield even during operation of the reactor.
This water protects the upper part of the storage container 22 from radiation. By performing radiation protection of the upper part of the storage container 22 with water, that is, so-called water shielding, it is possible to reduce the number of devices arranged on the operation floor 33 at the time of fuel exchange.
【0045】従来、格納容器22上部の放射線防護は、
厚さ約2mのコンクリート製ブロックにより行われてい
る。コンクリートの比重は2.3 程度なので、水でコン
クリートと同等のしゃへい能力を得るためには、格納容
器ヘッド23上部に5m程度の水深が必要となる。本実
施例においては、蒸気乾燥器18の高さを低減すること
により、原子炉圧力容器20の全高が1m程度低くでき
る。従って、従来のABWR型原子炉と同等の格納容器
において、原子炉圧力容器20の高さが低くなった分だ
け格納容器蓋23を下げることができ、水しゃへいに必
要な原子炉ウェル24の水深さを確保できる。運転床3
3のスペースに余裕があれば、従来と同様に原子炉ウェ
ル24の上部にコンクリートのしゃへいブロックを設置
し、格納容器22上部の放射線防護を行ってもよい。ま
た、水しゃへいとコンクリートブロックを併用すること
も可能である。Conventionally, the radiation protection of the upper part of the storage container 22 is
It is made of concrete blocks about 2 m thick. Since the specific gravity of concrete is about 2.3, it is necessary to have a water depth of about 5 m above the PCV head 23 in order to obtain the same shielding capacity as concrete with water. In this embodiment, by reducing the height of the steam dryer 18, the total height of the reactor pressure vessel 20 can be lowered by about 1 m. Therefore, in the same containment vessel as that of the conventional ABWR type reactor, the containment vessel lid 23 can be lowered by the height of the reactor pressure vessel 20, and the water depth of the reactor well 24 required for water shielding. Can be secured. Driving floor 3
If the space of 3 is sufficient, a concrete shield block may be installed on the upper part of the reactor well 24 to protect the upper part of the containment vessel 22 from radiation as in the conventional case. It is also possible to use a water shield and a concrete block together.
【0046】原子炉圧力容器20は、格納容器22内の
ドライウェル1内に配置される。原子炉圧力容器20
は、ペデスタルに設置される。格納容器22内は、ペデ
スタル及び隔離床によってドライウェル1と圧力抑制室
5に分離される。圧力抑制室5は、冷却水プールを有す
る。2つの格納容器トンネル7が圧力抑制室5を貫通
し、原子炉圧力容器20の下方に位置する下部空間8に
達する。保守点検員は、この格納容器トンネル内を通っ
て下部空間8にアクセスできる。The reactor pressure vessel 20 is arranged in the dry well 1 in the containment vessel 22. Reactor pressure vessel 20
Will be installed in the pedestal. The inside of the storage container 22 is separated into the dry well 1 and the pressure suppression chamber 5 by the pedestal and the isolation floor. The pressure suppression chamber 5 has a cooling water pool. Two containment vessel tunnels 7 penetrate the pressure suppression chamber 5 and reach a lower space 8 located below the reactor pressure vessel 20. Maintenance personnel can access the lower space 8 through the inside of the containment vessel tunnel.
【0047】図2に、燃料交換時に原子炉等より取り外
した機器を運転床33に配置した状態を示す。FIG. 2 shows a state in which the equipment removed from the nuclear reactor or the like at the time of refueling is arranged on the operation floor 33.
【0048】燃料交換時には、原子炉ウェル24内の水
を一旦抜いた後、格納容器ヘッド23,原子炉圧力容器
20に取り付けられている原子炉圧力容器保温材35,
原子炉圧力容器20の上端部の原子炉圧力容器ヘッド2
1をこの順に取り外す。これらは、天井クレーン6を用
いて運転床33に図2のように配置される。主蒸気ライ
ンプラグ32を用いて主蒸気ノズル19からの水の流出
防止の措置を行った後、原子炉圧力容器20内の上部領
域及び原子炉ウェル24に水を満たす。主蒸気ラインプ
ラグ32、4つある主蒸気ノズル19を原子炉圧力容器
20の内側から封鎖する機能を有する。プールプラグ3
0は、使用済燃料貯蔵プール25A及び25Bと原子炉
ウェル24とをそれぞれ連絡する通路である各プールゲ
ート36にそれぞれ設けられる。これらのプールプラグ
30が天井クレーン6を用いて取り外され、運転床33
に置かれる。原子炉圧力容器20内から取り外された蒸
気乾燥器18は、プールゲート36を通って使用済燃料
貯蔵プール25Aの第2底面3Aに仮置きされる。その
際、蒸気乾燥器18は、使用済燃料貯蔵プール25A内
に設けられたキャスクピット31と使用済燃料貯蔵プー
ル25Aの原子炉ウェル24側の側壁との間に配置され
る。原子炉圧力容器20内から取り外された気水分離器
17は、プールゲート36を通って使用済燃料貯蔵プー
ル25Bの第2底面3Bに仮置きされる。気水分離器1
7は、使用済燃料貯蔵プール25B内に設けられたキャ
スクピット31と使用済燃料貯蔵プール25Bの原子炉
ウェル24側の側壁との間に配置される。気水分離器1
7及び蒸気乾燥器18は、天井クレーン6によって移動
される。プールゲート36は、気水分離器17または蒸
気乾燥器18を通せるだけの幅が必要である。At the time of refueling, after water in the reactor well 24 is once drained, the containment vessel head 23, the reactor pressure vessel heat insulating material 35 attached to the reactor pressure vessel 20,
Reactor pressure vessel head 2 at the upper end of the reactor pressure vessel 20
Remove 1 in this order. These are arranged on the operation floor 33 using the overhead crane 6 as shown in FIG. After taking measures to prevent outflow of water from the main steam nozzle 19 using the main steam line plug 32, the upper region in the reactor pressure vessel 20 and the reactor well 24 are filled with water. It has a function of closing the main steam line plug 32 and the four main steam nozzles 19 from the inside of the reactor pressure vessel 20. Pool plug 3
0 is provided in each pool gate 36 which is a passage for connecting the spent fuel storage pools 25A and 25B and the reactor well 24, respectively. These pool plugs 30 are removed using the overhead crane 6 and the operation floor 33
Placed in. The steam dryer 18 removed from the reactor pressure vessel 20 is temporarily placed on the second bottom surface 3A of the spent fuel storage pool 25A through the pool gate 36. At that time, the steam dryer 18 is disposed between the cask pit 31 provided in the spent fuel storage pool 25A and the side wall of the spent fuel storage pool 25A on the reactor well 24 side. The steam separator 17 removed from the reactor pressure vessel 20 is temporarily placed on the second bottom surface 3B of the spent fuel storage pool 25B through the pool gate 36. Steam separator 1
7 is disposed between the cask pit 31 provided in the spent fuel storage pool 25B and the side wall of the spent fuel storage pool 25B on the reactor well 24 side. Steam separator 1
7 and the steam dryer 18 are moved by the overhead crane 6. The pool gate 36 needs to be wide enough to pass the steam separator 17 or the steam dryer 18.
【0049】キャスクピット31と使用済燃料貯蔵プー
ル25Aの側壁との間の第2底面に仮置きされた気水分
離器17及び蒸気乾燥器18が、第1底面側に位置する
キャスクピット31により遮られているので、使用済燃
料集合体が貯蔵されている第1底面に落ちることを防止
できる。このため、第1底面に貯蔵された使用済燃料集
合体が、気水分離器17または蒸気乾燥器18によって
損傷を受ける危険性がなくなる。第2底面3A,3Bの
一部は、少なくとも格納容器22の真上、すなわち原子
炉ウェル24側に配置されるので、気水分離器17及び
蒸気乾燥器18が第1底面の上を移動させる必要がな
い。これは、気水分離器17及び蒸気乾燥器18が移動
中に第1底面に貯蔵された使用済燃料集合体上に落下す
る事態を避けることにつながる。本実施例は、原子炉ウ
ェル24内に水しゃへいを適用したため、従来、原子炉
ウェル24の上端部に設けられたコンクリート製のしゃ
へいブロックを仮置きする運転床33でのスペースが不
要となった。一方、プールプラグ30は従来より大型化
したが、不要となったしゃへいブロックを仮置きするス
ペースが流用できる。The steam separator 17 and the steam dryer 18, which are temporarily placed on the second bottom surface between the caskpit 31 and the side wall of the spent fuel storage pool 25A, are provided by the caskpit 31 located on the first bottom surface side. Since it is shielded, it is possible to prevent the spent fuel assembly from falling onto the stored first bottom surface. Therefore, there is no risk that the spent fuel assembly stored on the first bottom surface is damaged by the steam separator 17 or the steam dryer 18. Part of the second bottom surfaces 3A and 3B is arranged at least directly above the containment vessel 22, that is, on the reactor well 24 side, so that the steam separator 17 and the steam dryer 18 move above the first bottom surface. No need. This leads to avoiding the situation where the steam separator 17 and the steam dryer 18 fall on the spent fuel assembly stored on the first bottom surface during the movement. In the present embodiment, since the water shield is applied to the inside of the reactor well 24, conventionally, the space on the operation floor 33 for temporarily placing the concrete shield block provided at the upper end of the reactor well 24 becomes unnecessary. . On the other hand, although the pool plug 30 is larger than the conventional one, a space for temporarily placing an unnecessary shield block can be used.
【0050】使用済燃料集合体は、第1底面に設置され
た燃料貯蔵ラック内に上方より挿入されて燃料貯蔵ラッ
ク内に保管される。使用済燃料集合体の上方からの燃料
貯蔵ラック内への挿入は、使用済燃料集合体の貯蔵密度
の向上が図れるという利点が有り、従来より採用されて
いる。放射線しゃへいに寄与する水層の厚さも含めて、
第1底面の水深さは燃料集合体の長さの2倍以上にすべ
きである。しかしながら、気水分離器17及び蒸気乾燥
器18は、貯蔵ラック等に挿入する必要がなく、水平に
移動して第2底面に仮置きすることができる。このた
め、気水分離器17及び蒸気乾燥器18を仮置きする第
2底面の水深さは、第1底面の水深さよりも浅くてもよ
い。このような使用済燃料貯蔵プール25A及び25B
は、気水分離器17及び蒸気乾燥器18を仮置き可能な
広さを有する第2底面3A,3Bを有するので、第2底
面と使用済燃料集合体が配置される第1底面(2A,2
B)とのレベル差の分だけ、運転床33のレベルを増加
させることを抑制できる。本実施例に特開昭56−1395号
公報に示す使用済燃料貯蔵プールを適用した場合、運転
床33のレベルは、第2底面3Aのレベルに、運転床3
3と第1底面2Aとのレベル差を加えた位置となる。こ
れでは、運転床33のレベルが第2底面と第1底面との
レベルの差だけ高くしなければならず、結果としてその
分だけ原子炉建屋が高くなる。本実施例は、上記のよう
に、第2底面と第1底面とのレベル差の分だけ運転床3
3のレベル上昇を抑制できる。これは、原子炉建屋の高
さの上昇抑制につながり、原子炉建屋の耐震強度を増大
させる必要がない。また、本実施例は、特開昭60−2449
6 号公報のように、2つの使用済燃料貯蔵プールとは別
に機器仮置きプールを形成することも不要となる。The spent fuel assembly is inserted from above into the fuel storage rack installed on the first bottom surface and stored in the fuel storage rack. The insertion of the spent fuel assembly into the fuel storage rack from above has an advantage that the storage density of the spent fuel assembly can be improved, and has been conventionally adopted. Including the thickness of the water layer that contributes to radiation shielding,
The water depth of the first bottom surface should be more than twice the length of the fuel assembly. However, the steam separator 17 and the steam dryer 18 do not need to be inserted into a storage rack or the like and can be horizontally moved and temporarily placed on the second bottom surface. Therefore, the water depth of the second bottom surface on which the steam separator 17 and the steam dryer 18 are temporarily placed may be shallower than the water depth of the first bottom surface. Such spent fuel storage pools 25A and 25B
Has the second bottom surfaces 3A and 3B having a size capable of temporarily placing the steam separator 17 and the steam dryer 18, so that the second bottom surface and the first bottom surface (2A, 3A) on which the spent fuel assembly is arranged. Two
It is possible to suppress an increase in the level of the operating floor 33 by an amount corresponding to the level difference from B). When the spent fuel storage pool shown in Japanese Unexamined Patent Publication No. 56-1395 is applied to this embodiment, the level of the operating floor 33 is set to the level of the second bottom surface 3A and the operating floor 3
3 and the first bottom surface 2A. In this case, the level of the operation floor 33 has to be increased by the level difference between the second bottom surface and the first bottom surface, and as a result, the reactor building becomes higher by that amount. In the present embodiment, as described above, the operation floor 3 is equal to the level difference between the second bottom surface and the first bottom surface.
The level rise of 3 can be suppressed. This leads to suppression of the height increase of the reactor building, and it is not necessary to increase the seismic strength of the reactor building. In addition, this embodiment is described in JP-A-60-2449.
It is no longer necessary to form a temporary equipment storage pool separately from the two spent fuel storage pools, as in Japanese Patent Publication No. 6.
【0051】格納容器本体48は、ドライウェル1内に
おける機器の配置及び保守点検のための領域確保の観点
から必要な高さを確保しなければならない。このため、
格納容器本体48の高さを低くできない。The containment container main body 48 must have a required height from the viewpoint of arranging the equipment in the dry well 1 and securing an area for maintenance and inspection. For this reason,
The height of the storage container body 48 cannot be lowered.
【0052】本実施例のように蒸気乾燥器18の高さを
低減して原子炉圧力容器20の高さを低くした場合は、
その分を格納容器本体48の高さの低減に使用すること
により、使用済燃料貯蔵プールの第2底面のレベルを下
げることができる。これは、運転床33のレベルを下げ
ることにつながり、原子炉建屋の高さをより低くするこ
とができる。When the height of the steam dryer 18 is reduced and the height of the reactor pressure vessel 20 is lowered as in this embodiment,
By using the amount for reducing the height of the storage container main body 48, the level of the second bottom surface of the spent fuel storage pool can be lowered. This leads to lowering the level of the operating floor 33, which can lower the height of the reactor building.
【0053】原子炉ウェル24内での水しゃへい構造の
採用により従来用いられていたコンクリート製のしゃへ
いブロックのような重量物が不要になる。これは、以下
の効果を奏する。第1には、使用済燃料貯蔵プール25
A,25Bを原子炉ウェル24両側に配置すると、重量
物が使用済燃料集合体を貯蔵するプール25の近くを通
過する可能性が生ずるが、水しゃへいによりこの問題を
回避できる。重量物の低減は、定期点検の期間短縮にも
効果がある。水しゃへいを行った場合、格納容器蓋23
等の取り外しには、原子炉ウェル24を満たした水を抜
きさえすればよい。使用済燃料集合体は、燃料交換機2
8を用いて炉心9から使用済燃料貯蔵プール25Aまた
は25Bに移動させる。使用済燃料集合体を使用済燃料
貯蔵プール内を移送する際、燃料集合体が冷却水の水面
よりも上方にでないように、水中を移動させる。使用済
燃料貯蔵プール25A,25Bはいずれも燃料交換機2
8が移動する一対のガイドレール29間にあるので、燃
料交換機28は1台あればよい。燃料交換は、一度の定
期点検時には、炉心内に装荷されている全燃料集合体の
1/4を使用済燃料貯蔵プールに取り出し、新燃料集合
体と交換するサイクルが一般的である。使用済燃料貯蔵
プールは、使用済燃料集合体の他、常に炉心内の全燃料
集合体11を貯蔵できる容量を持っている。By adopting the water shield structure in the reactor well 24, it is not necessary to use a heavy object such as a concrete shield block conventionally used. This has the following effects. First, the spent fuel storage pool 25
When A and 25B are arranged on both sides of the reactor well 24, there is a possibility that the heavy load passes near the pool 25 storing the spent fuel assembly, but the water shielding can avoid this problem. The reduction of heavy items is also effective in shortening the period of regular inspection. If water is shielded, containment vessel lid 23
To remove the above, it is sufficient to drain the water filling the reactor well 24. The spent fuel assembly is the fuel exchanger 2
8 is used to move from the core 9 to the spent fuel storage pool 25A or 25B. When the spent fuel assembly is transferred in the spent fuel storage pool, it is moved in water so that the fuel assembly is not above the surface of the cooling water. The spent fuel storage pools 25A and 25B are both fuel exchangers 2.
Since the fuel cell 8 is between the pair of moving guide rails 29, only one refueling machine 28 is required. In the fuel exchange, at the time of one regular inspection, 1/4 of all the fuel assemblies loaded in the core are generally taken out to the spent fuel storage pool and replaced with new fuel assemblies. The spent fuel storage pool has a capacity capable of always storing not only the spent fuel assemblies but also all the fuel assemblies 11 in the core.
【0054】使用済燃料集合体の貯蔵容量の考え方につ
いては以下の通りである。The concept of the storage capacity of the spent fuel assembly is as follows.
【0055】まず、使用済燃料集合体の貯蔵量の下限に
ついては、燃料交換直後の運転床33の放射能レベル以
下になるまで最低限使用済燃料プール25内に貯蔵する
とする。使用済燃料貯蔵プール25A,25Bの水深さ
は、例えば11.5m のものがある。一方によると、燃
料集合体頂部から水面までの距離を3000mmとると、
水中で放射能は10の7〜8乗分の1に減衰することが
知られている(火力発電技術協会編集の原子炉講座参
照)。今、放射能の減衰として、指数関数的な減衰を仮
定し、減衰定数をkとすると、燃料集合体頂部からの距
離Lにおける減衰割合xは、 x=exp(−L/k) と表わせる。3000mmで10の7乗分の1に減衰する
ことから、減衰定数kは0.186mとなる。一般に、
燃料集合体11は長さが約4.5mであるので、運転床
に放射能が達するまでに、放射能レベルは、4.52×
10E−17 に減衰することになる。First, regarding the lower limit of the storage amount of the spent fuel assemblies, it is assumed that the spent fuel pool 25 is stored in the minimum spent fuel pool 25 until the radioactivity level of the operation floor 33 immediately after refueling is reached. The water depth of the spent fuel storage pools 25A and 25B is, for example, 11.5 m. According to one, when the distance from the top of the fuel assembly to the water surface is 3000 mm,
It is known that the radioactivity in water is attenuated to a factor of 7 to 8 to 10 (see Nuclear Reactor Course edited by Thermal Power Generation Technology Association). Assuming that the decay of radioactivity is an exponential decay and the decay constant is k, the decay rate x at the distance L from the top of the fuel assembly can be expressed as x = exp (-L / k). . The attenuation constant k becomes 0.186 m because the attenuation is 1/7 to the power of 3000 mm. In general,
Since the length of the fuel assembly 11 is about 4.5 m, the radioactivity level is 4.52 × before the radioactivity reaches the operation floor.
It will be attenuated to 10E-17.
【0056】一方、炉心から取り出された燃料集合体
は、200日貯蔵すると放射能は10分の1に減衰する
ので、指数関数的な減衰を仮定し、減衰定数をd、経過
時間をDとすると、減衰割合xは、 x=exp(−D/d) と表わせる。200日で10分の1に減衰することか
ら、減衰定数dは86.9日となる。以上から、燃料集
合体11を水中から引き上げたとしても、燃料交換直後
の放射能レベル以下になるために必要な貯蔵期間dは
8.96 年となる。したがって、使用済の燃料集合体1
1を貯蔵すべき期間は、安全余裕を見て10年と考える
ことができる。On the other hand, since the radioactivity of the fuel assembly taken out of the core is attenuated to 1/10 when stored for 200 days, an exponential decay is assumed and the decay constant is d and the elapsed time is D. Then, the attenuation rate x can be expressed as x = exp (-D / d). The attenuation constant d is 86.9 days because the attenuation is 1/10 in 200 days. From the above, even if the fuel assembly 11 is pulled up from the water, the storage period d required to keep the radioactivity level below the level immediately after refueling is 8.96 years. Therefore, the spent fuel assembly 1
The period for storing 1 can be considered to be 10 years, considering the safety margin.
【0057】一回の燃料交換時には前述したように炉心
の1/4の燃料集合体11が取出される。すなわち、取
出された燃料集合体11を10年貯蔵するための容量は
全炉心の2.5 倍必要である。さらに、炉心内の全ての
燃料集合体11をいつでもプール25に移すことができ
る必要があるので、最終的に必要な2つの使用済燃料貯
蔵プールにおける使用済燃料集合体の合計貯蔵容量の下
限は、全炉心の3.5倍である。At the time of one refueling, the fuel assembly 11 of 1/4 of the core is taken out as described above. That is, the capacity for storing the taken out fuel assembly 11 for 10 years is required to be 2.5 times that of the entire core. Further, since it is necessary to be able to transfer all the fuel assemblies 11 in the core to the pool 25 at any time, the lower limit of the total storage capacity of the spent fuel assemblies in the two spent fuel storage pools finally required is , 3.5 times the total core.
【0058】一方、使用済燃料集合体の貯蔵量の上限に
ついては、原子力発電プラントの寿命中に使用した燃料
集合体が全て貯蔵できる容量を基本とする。現在考えら
れている原子力発電プラントでは、およそ60年程度の
寿命が望まれている。60年分の使用済燃料集合体を貯
蔵するには、一回の燃料交換時で炉心内の1/4の燃料
集合体が取出されることから、60年の寿命中に使用し
た燃料集合体11を全て貯蔵するためには、全炉心の1
5倍の容量が必要である。さらに、炉心内の全燃料集合
体11をいつでもプールに移すことができる容量を確保
するために必要な燃料プールの貯蔵容量は、全炉心の1
6倍となる。On the other hand, the upper limit of the storage amount of the spent fuel assemblies is based on the capacity that all the fuel assemblies used during the life of the nuclear power plant can store. In the currently considered nuclear power plant, a life of about 60 years is desired. In order to store the spent fuel assemblies for 60 years, 1/4 of the fuel assemblies in the core are taken out in one refueling, so the fuel assemblies used during the life of 60 years In order to store all 11
Five times the capacity is required. Further, the storage capacity of the fuel pool required to secure a capacity capable of transferring all the fuel assemblies 11 in the core to the pool at any time is 1
It will be 6 times.
【0059】ところで、一回の燃料交換時で炉心から取
出される燃料集合体11の数は、ABWRの場合、炉心
内の1/4としても200体以上となる。取出されたば
かりの燃料集合体11は、崩壊熱により発熱しており、
プール25に使用済の燃料集合体11を貯蔵している間
もプール内の水を加熱するので、プール内の水を冷却す
る必要がある。本実施例は、使用済燃料集合体を貯蔵で
きる使用済燃料貯蔵プールを2つ設けたので、炉心から
取出した燃料集合体11のうちの何体かをそれぞれの使
用済燃料貯蔵プールに分配して貯蔵することも可能であ
る。2つの複数の使用済燃料貯蔵プールに使用済燃料集
合体を数体ずつ分配して貯蔵することにより、燃料集合
体一体当りを冷却する水の量が増加することになるの
で、プール内の水を冷却する設備を簡素化することも可
能である。使用済燃料集合体を分配する割合を、使用済
燃料貯蔵プールの大きさに応じて決めることにより、プ
ール水の冷却設備を最適化できる。ただし、プラント建
設後数年のうちは、使用済燃料集合体の体数がそれほど
多くないので、片側の使用済燃料貯蔵プールのみを使用
済燃料集合体の貯蔵に用い、もう一方の使用済燃料貯蔵
プールを気水分離器17及び蒸気乾燥器18の仮置きス
ペースとして利用してもよい。By the way, in the case of ABWR, the number of fuel assemblies 11 taken out from the core during one fuel exchange is 200 or more, even if it is ¼ in the core. The fuel assembly 11 just taken out generates heat due to decay heat,
Since the water in the pool is heated even while the spent fuel assemblies 11 are stored in the pool 25, it is necessary to cool the water in the pool. In this embodiment, since two spent fuel storage pools capable of storing spent fuel assemblies are provided, some of the fuel assemblies 11 taken out from the core are distributed to each spent fuel storage pool. It is also possible to store it. Distributing and storing several spent fuel assemblies in two or more spent fuel storage pools increases the amount of water to be cooled per unit of fuel assembly. It is also possible to simplify the equipment for cooling the. By determining the proportion of the spent fuel assemblies to be distributed according to the size of the spent fuel storage pool, the pool water cooling equipment can be optimized. However, since the number of spent fuel assemblies is not so large within a few years after the plant construction, only the spent fuel storage pool on one side is used for storing the spent fuel assemblies and the other spent fuel storage pool on the other side. May be used as a temporary storage space for the steam separator 17 and the steam dryer 18.
【0060】図7は、本発明の第2の実施例である沸騰
水型原子炉発電プラントを示す。本実施例は、前述の第
1実施例の水しゃへいの替りに原子炉ウェル24の上端
部にしゃへいプラグ51を設けたものである。本実施例
は、水しゃへいによって得られる効果を除いて第1実施
例と同じ効果を有する。FIG. 7 shows a boiling water reactor power plant according to a second embodiment of the present invention. In this embodiment, a shield plug 51 is provided at the upper end of the reactor well 24 instead of the water shield of the first embodiment. The present embodiment has the same effects as the first embodiment except the effect obtained by the water shield.
【0061】本発明の第3の実施例を図8及び図9を用
いて説明する。A third embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS. 8 and 9.
【0062】本実施例は、使用済燃料貯蔵プール25A
及び25Cを備えており、この使用済燃料貯蔵プール2
5Cの構成を除いて第1実施例と同じ構成を有する。使
用済燃料貯蔵プール25Cの構成を中心に説明する。使
用済燃料貯蔵プール25Cは、使用済燃料貯蔵プール2
5Aと同様に、第1底面2B及び第2底面3Bを有す
る。中央に通路42Aを形成した仕切壁50が、第1底
面2Bの領域と第2底面3Bの領域との境界に設けられ
る。仕切壁50より第1底面2B側の領域は、使用済燃
料集合体の貯蔵領域である。仕切壁50より第2底面3
B側の領域は、機器仮置き部41である。In this embodiment, the spent fuel storage pool 25A is used.
And the spent fuel storage pool 2
It has the same structure as the first embodiment except the structure of 5C. The structure of the spent fuel storage pool 25C will be mainly described. The spent fuel storage pool 25C is the spent fuel storage pool 2
Similar to 5A, it has a first bottom surface 2B and a second bottom surface 3B. A partition wall 50 having a passage 42A formed in the center is provided at the boundary between the region of the first bottom surface 2B and the region of the second bottom surface 3B. The area on the first bottom surface 2B side of the partition wall 50 is a storage area for the spent fuel assembly. The second bottom surface 3 from the partition wall 50
The area on the B side is the device temporary storage unit 41.
【0063】第1実施例と同様にして原子炉圧力容器2
0から取り出された気水分離器17及び蒸気乾燥器18
は、第2底面3Bに仮置きされる。As in the first embodiment, the reactor pressure vessel 2
Steam separator 17 and steam dryer 18 taken out from 0
Are temporarily placed on the second bottom surface 3B.
【0064】本実施例におけるプールゲート43の幅は
燃料集合体及び制御棒が通過すればよいプールゲート4
2のそれよりも広くなっている。これは、第2底面3B
に蒸気乾燥器18を仮置きした後、気水分離器17のプ
ールゲート43の通過を可能にするためである。通路4
2Aの幅は、プールゲート42のそれと同じである。原
子炉の運転時に、プールゲート42及び43は、プール
プラグ43及び42によって閉鎖されている。これらの
プールプラグは、燃料交換時に取り外され、運転床33
に置かれる。The width of the pool gate 43 in this embodiment is such that the fuel assembly and the control rods can pass therethrough.
It is wider than that of 2. This is the second bottom surface 3B
This is because after the steam dryer 18 is temporarily placed in the water vapor separator 18, the water vapor separator 17 can pass through the pool gate 43. Passage 4
The width of 2A is the same as that of the pool gate 42. During operation of the reactor, the pool gates 42 and 43 are closed by the pool plugs 43 and 42. These pool plugs are removed at the time of refueling and the operation floor 33
Placed in.
【0065】原子炉圧力容器20内から取り出された使
用済の制御棒は、第2底面3Aに設置されたハンガーに
保持され放射能が減衰するまでの所定期間貯蔵される。
この使用済の制御棒は、所定期間後に廃棄処分にされ
る。The used control rod taken out of the reactor pressure vessel 20 is held by a hanger installed on the second bottom surface 3A and stored for a predetermined period until the radioactivity is attenuated.
This used control rod is discarded after a predetermined period.
【0066】本実施例は、仕切壁50を有しているの
で、燃料交換時に第2底面3Bに仮置きされた気水分離
器17及び蒸気乾燥器18が第1底面2B側に落下する
のを確実に防止できる。本実施例は、第1実施例によっ
て得られる効果も生じる。Since the present embodiment has the partition wall 50, the steam separator 17 and the steam dryer 18 temporarily placed on the second bottom surface 3B drop to the first bottom surface 2B side when the fuel is exchanged. Can be reliably prevented. The present embodiment also produces the effects obtained by the first embodiment.
【0067】図5に示すように、機器仮置きプール41
には、気水分離器17と蒸気乾燥器18を横に並べて仮
置きする。機器プールゲート43の横幅は、第一の実施
例に比べて大きくする必要がある。使用済み燃料プール
ゲート42は、燃料集合体11を通す幅があればよい。
図5上側に示す使用済み燃料プール40に、使用済みの
燃料集合体11を移送する場合は、気水分離器17と蒸
気乾燥器18の間を通せばよい。As shown in FIG. 5, the equipment temporary storage pool 41
In this case, the steam separator 17 and the steam dryer 18 are arranged side by side and temporarily placed. The width of the equipment pool gate 43 needs to be larger than that in the first embodiment. The spent fuel pool gate 42 may be wide enough to pass the fuel assembly 11.
When the spent fuel assembly 11 is transferred to the spent fuel pool 40 shown on the upper side of FIG. 5, it may be passed between the steam separator 17 and the steam dryer 18.
【0068】第1実施例のように蒸気乾燥器18及び気
水分離器17の高さを低くした場合には、第2底面3B
上に蒸気乾燥器18及び気水分離器17を重ねておくこ
とも可能である。When the height of the steam dryer 18 and the steam separator 17 is lowered as in the first embodiment, the second bottom surface 3B is formed.
It is also possible to stack the steam dryer 18 and the steam separator 17 on top.
【0069】本発明の第4実施例を図10により説明す
る。本実施例は、第1実施例と本質的に同じである。異
なる点は、水しゃへいの採用により燃料交換時に機器の
配置スペースに余裕ができた分を、使用済燃料貯蔵プー
ルの幅を拡大するために利用した点にある。本実施例の
使用済燃料貯蔵プールの幅は、第1実施例のその幅より
も増加している。これにより第1実施例よりも、使用済
燃料集合体の貯蔵容量が増大する。また、本実施例は第
1実施例で生じる効果を得ることができる。A fourth embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. This embodiment is essentially the same as the first embodiment. The difference is that the adoption of the water shield allows the space for the equipment to be arranged at the time of refueling to be used for expanding the width of the spent fuel storage pool. The width of the spent fuel storage pool of this embodiment is larger than that of the first embodiment. As a result, the storage capacity of the spent fuel assembly is increased as compared with the first embodiment. In addition, this embodiment can obtain the effect produced in the first embodiment.
【0070】本発明の第5の実施例を図11により以下
に説明する。本実施例は、第2実施例で蒸気乾燥器とし
て従来の蒸気乾燥器(波板及び波板相互間に形成される
通路の長さが蒸気乾燥器18の2倍ある)を設けた高さ
の高い従来の原子炉圧力容器20Aを用いている。第2
の実施例に比べ、格納容器蓋23のレベルが高くなるの
で、運転床33のレベルもやや高くなる。例えば、運転
床33のレベルを1〜2m程度高くすれば、原子炉ウェ
ル24の水しゃへいが可能となる。しかしながら、本実
施例は、原子炉ウェル24の上端部にコンクリート製の
しゃへいブロック26を設けているので、水しゃへいと
しゃへいブロック26を併用することができ、運転床3
3のレベルの上昇を抑えることができる。水しゃへいを
用いることによりしゃへいブロック26の厚みを第2実
施例のそれよりも薄くできる。A fifth embodiment of the present invention will be described below with reference to FIG. In this embodiment, the height provided with the conventional steam dryer (the length of the corrugated sheet and the passage formed between the corrugated sheets is twice as long as that of the steam dryer 18) provided as the steam dryer in the second embodiment. A conventional reactor pressure vessel 20A having high efficiency is used. Second
As compared with the embodiment described above, the level of the storage container lid 23 becomes higher, so the level of the operation floor 33 also becomes slightly higher. For example, if the level of the operation floor 33 is increased by about 1 to 2 m, the water shielding of the reactor well 24 becomes possible. However, in this embodiment, since the concrete shield block 26 is provided at the upper end of the reactor well 24, the water shield and the shield block 26 can be used together, and the operation floor 3
It is possible to suppress the rise of the level of 3. By using the water shield, the thickness of the shield block 26 can be made thinner than that of the second embodiment.
【0071】本実施例は、第1実施例と同じ効果を得る
ことができる。This embodiment can obtain the same effect as the first embodiment.
【0072】[0072]
【発明の効果】本発明によれば、原子炉容器内の構造物
を置く専用の仮置きプールを設ける必要がなく、第1底
面と第2底面との高さの差だけ原子炉建屋高さの増大を
抑制できる。従って、仮置きプールを別に設ける必要が
なく、原子炉建屋の高さの増加を抑制でき使用済燃料集
合体の貯蔵スペースを増大できる。According to the present invention, it is not necessary to provide a dedicated temporary pool for placing the structure in the reactor vessel, and the reactor building height is equal to the height difference between the first bottom surface and the second bottom surface. Can be suppressed. Therefore, it is not necessary to separately provide a temporary storage pool, and it is possible to suppress an increase in the height of the reactor building and increase the storage space of the spent fuel assembly.
【0073】本発明の他の特徴によれば、原子炉格納容
器の上方で少なくとも原子炉容器の真上に設けられた原
子炉ウェルを挟むように各プールを配置しているので、
燃料交換時間を短縮できる。According to another feature of the present invention, since the pools are arranged so as to sandwich the reactor well provided above the reactor containment vessel and at least directly above the reactor vessel,
Refueling time can be shortened.
【0074】本発明の他の特徴によれば、原子炉容器内
の構造物を移動させる場合に、燃料集合体を配置してい
る第1底面の上を通らないので、その構造物が移動中に
第1底面に配置されている燃料集合体の上に落下する危
険性を防止できる。According to another feature of the present invention, when the structure in the reactor vessel is moved, it does not pass over the first bottom surface where the fuel assembly is arranged, so that the structure is moving. Moreover, the risk of falling on the fuel assembly arranged on the first bottom surface can be prevented.
【0075】本発明の他の特徴によれば、キャスクピッ
トの側壁により、第2底面に仮置きした原子炉容器内構
造物が使用済燃料集合体を配置した第1底面側に落下す
る危険性を解消することができる。According to another feature of the present invention, there is a risk that the side wall of the cask pit will cause the reactor vessel internal structure temporarily placed on the second bottom surface to drop toward the first bottom surface side where the spent fuel assembly is arranged. Can be resolved.
【0076】本発明の他の特徴によれば、原子炉ウェル
内に充填された放射線しゃへい材である水を有するの
で、従来、格納容器蓋を通して放射される放射線をしゃ
へいするために原子炉ウェルに設けられていた放射線し
ゃへいプラグが不要となり、放射線しゃへいプラグの移
動に要した時間が不要になることにより燃料交換作業時
間が短縮される。さらに、燃料交換時における運転床の
活用計画の作成が非常に容易になる。According to another feature of the present invention, the reactor well has conventionally been filled with water, which is a radiation shielding material, so that the reactor well is conventionally shielded for the radiation emitted through the containment vessel lid. The provided radiation shield plug becomes unnecessary, and the time required for moving the radiation shield plug becomes unnecessary, so that the refueling work time is shortened. Furthermore, it becomes very easy to create a utilization plan for the operating floor when refueling.
【0077】本発明の他の特徴によれば、複数のプール
のそれぞれの第1底面の部分に、一回の燃料集合体の交
換時に原子炉容器内から取り出された使用済の燃料集合
体を分配して貯蔵するので、プール内の水を冷却する設
備の冷却容量を低減できる。本発明の他の特徴によれ
ば、各プール内における使用済燃料集合体の冷却効率を
最適化できる。According to another feature of the present invention, the spent fuel assemblies taken out from the reactor vessel at the time of one fuel assembly replacement are placed in the first bottom surface of each of the plurality of pools. Since the water is distributed and stored, the cooling capacity of the equipment for cooling the water in the pool can be reduced. According to another feature of the present invention, the cooling efficiency of the spent fuel assemblies in each pool can be optimized.
【図面の簡単な説明】[Brief description of drawings]
【図1】本発明の好適な一実施例である沸騰水型原子力
発電プラントに用いられた原子炉建屋の縦断面図であ
る。FIG. 1 is a vertical sectional view of a reactor building used in a boiling water nuclear power plant that is a preferred embodiment of the present invention.
【図2】図1のII−II断面図である。FIG. 2 is a sectional view taken along the line II-II in FIG.
【図3】図1の原子炉圧力容器の縦断面図である。3 is a vertical cross-sectional view of the reactor pressure vessel of FIG.
【図4】図3の蒸気乾燥器の横断面図である。4 is a cross-sectional view of the steam dryer of FIG.
【図5】図3の蒸気乾燥器付近の縦断面図である。5 is a vertical cross-sectional view of the vicinity of the steam dryer of FIG.
【図6】図5のVI−VI断面図である。6 is a cross-sectional view taken along the line VI-VI of FIG.
【図7】本発明の他の実施例である沸騰水型原子力発電
プラントに用いられた原子炉建屋の縦断面図である。FIG. 7 is a vertical cross-sectional view of a reactor building used in a boiling water nuclear power plant which is another embodiment of the present invention.
【図8】本発明の他の実施例である沸騰水型原子力発電
プラントに用いられた原子炉建屋の縦断面図である。FIG. 8 is a vertical sectional view of a reactor building used in a boiling water nuclear power plant which is another embodiment of the present invention.
【図9】図8のIX−IX断面図である。9 is a sectional view taken along line IX-IX in FIG.
【図10】本発明の他の実施例である沸騰水型原子力発
電プラントに用いられた原子炉建屋の運転床の平面図で
ある。FIG. 10 is a plan view of an operation floor of a reactor building used in a boiling water nuclear power plant that is another embodiment of the present invention.
【図11】本発明の他の実施例である沸騰水型原子力発
電プラントに用いられた原子炉建屋の運転床の平面図で
ある。FIG. 11 is a plan view of an operation floor of a reactor building used in a boiling water nuclear power plant which is another embodiment of the present invention.
2A,2B…第1底面、3A,3B…第2底面、17…
気水分離器、18…蒸気乾燥器、20…原子炉圧力容
器、22…格納容器、23…格納容器蓋、24…原子炉
ウェル、25A,25B…使用済燃料貯蔵プール、28
…燃料交換機、29…ガイドレール、31…キャスクピ
ット、33…運転床、34…原子炉建屋。2A, 2B ... 1st bottom face, 3A, 3B ... 2nd bottom face, 17 ...
Steam / water separator, 18 ... Steam dryer, 20 ... Reactor pressure vessel, 22 ... Containment vessel, 23 ... Containment vessel lid, 24 ... Reactor well, 25A, 25B ... Spent fuel storage pool, 28
... Refueling machine, 29 ... Guide rail, 31 ... Caskpit, 33 ... Operating floor, 34 ... Reactor building.
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 新野 毅 茨城県日立市幸町三丁目1番1号 株式会 社日立製作所日立工場内 ─────────────────────────────────────────────────── ─── Continuation of the front page (72) Inventor Takeshi Shinno 3-1-1, Saiwaicho, Hitachi-shi, Ibaraki Hitachi Ltd. Hitachi factory
Claims (15)
れた原子炉格納容器と,前記原子炉格納容器内に配置さ
れた原子炉容器と,前記原子炉建屋内で前記原子炉格納
容器の上方に位置する運転床に設けられた一対のガイド
レール上を移動する燃料交換機とを備え、 前記一対のガイドレールの間に複数のプールを配置し、 前記各々のプールは、前記原子炉容器から取り出した使
用済の燃料集合体を配置する第1底面、及びこの第1底
面よりも浅い第2底面を有し、 前記第2底面は、前記原子炉容器内の構造物を前記原子
炉容器内の燃料集合体の交換時に仮置できる広さを有す
ることを特徴とする原子力プラント。1. A reactor building, a reactor containment vessel provided in the reactor building, a reactor vessel arranged in the reactor containment vessel, and the reactor containment in the reactor building. A fuel exchanger that moves on a pair of guide rails provided on the operation floor located above the container, and a plurality of pools are arranged between the pair of guide rails, and each pool is the reactor. The reactor has a first bottom surface on which a spent fuel assembly taken out of the container is arranged, and a second bottom surface shallower than the first bottom surface, and the second bottom surface is a structure in the reactor vessel that is the reactor. A nuclear plant characterized by having an area that can be temporarily placed when a fuel assembly in a container is replaced.
記原子炉容器の真上に原子炉ウェルを設け、前記各プー
ルは前記原子炉ウェルを間に挟むように配置されている
請求項1の原子力プラント。2. A reactor well is provided above the reactor containment vessel and at least directly above the reactor vessel, and the pools are arranged so as to sandwich the reactor well therebetween. Nuclear power plant.
炉格納容器の真上に位置している請求項1の原子力プラ
ント。3. The nuclear power plant according to claim 1, wherein a part of the second bottom surface is located at least directly above the reactor containment vessel.
容器の上面に設けられたライニング板を含んでいる請求
項1の原子力プラント。4. The nuclear power plant according to claim 1, wherein the second bottom surface includes at least a lining plate provided on an upper surface of the reactor containment vessel.
キャスクピットと前記原子炉ウェル側のプール側壁との
間に設けられる請求項2の原子力プラント。5. The nuclear power plant according to claim 2, wherein the second bottom surface is provided between a cask pit provided in the pool and a pool side wall on the reactor well side.
内の燃料棒の長さの4倍以上5倍以下である請求項1の
原子力プラント。6. The nuclear power plant according to claim 1, wherein the height of the reactor vessel is not less than 4 times and not more than 5 times the length of the fuel rods in the fuel assembly.
れ、格納容器本体及びこの格納容器本体に着脱可能に取
り付けられた格納容器蓋を有する原子炉格納容器と,前
記原子炉格納容器内に配置された原子炉容器と,前記格
納容器蓋を底面の一部とする原子炉ウェルと,前記原子
炉建屋内で前記原子炉格納容器の上方に位置する運転床
に設けられた一対のガイドレール上を移動する燃料交換
機とを備え、 前記原子炉ウェルの両側で前記一対のガイドレールの間
に複数のプールを配置し、 前記各々のプールは、前記原子炉容器から取り出した使
用済の燃料集合体を配置する第1底面、及びこの第1底
面よりも浅い第2底面を有し、 前記第2底面は、前記原子炉容器内の構造物を前記原子
炉容器内の燃料集合体の交換時に仮置できる広さを有
し、 前記格納容器蓋を取り付けた状態で前記原子炉ウェル内
に充填された放射線しゃへい材である水を有することを
特徴とする原子力プラント。7. A reactor building, a reactor containment vessel provided in the reactor building and having a containment vessel main body and a containment vessel lid detachably attached to the containment vessel body, and the reactor containment vessel. A reactor vessel disposed inside the reactor vessel, a reactor well having the containment vessel lid as a part of a bottom surface, and a pair of a reactor floor provided above the reactor containment vessel in the reactor building. A plurality of pools are arranged between the pair of guide rails on both sides of the reactor well, and each of the pools is a spent fuel taken out from the reactor vessel. It has a first bottom surface on which the fuel assembly is arranged, and a second bottom surface shallower than the first bottom surface, and the second bottom surface is a structure of the fuel assembly Has a space that can be temporarily placed when replacing Nuclear power plant, characterized in that it comprises water as a radiation shielding material filled into the reactor in a well in a state of mounting the storage container lid.
が5m以上である請求項7の原子力プラント。8. The nuclear power plant according to claim 7, wherein the height from the top of the containment vessel lid to the liquid surface is 5 m or more.
子炉容器の炉心内に装荷されている全燃料集合体の3.
5〜16.0倍の燃料集合体を保有できる広さを備えて
いる請求項1または7の原子力プラント。9. The entire first bottom surface of each of the plurality of pools is formed of all the fuel assemblies loaded in the core of the reactor vessel.
The nuclear power plant according to claim 1 or 7, which has an area capable of holding 5 to 16.0 times as many fuel assemblies.
トの寿命中に使用した全使用済核燃料集合体を保有でき
るスペースを備えた請求項1または7の原子力プラン
ト。10. The nuclear power plant according to claim 1, further comprising a space capable of holding all the spent nuclear fuel assemblies used during the life of the nuclear power plant in the pools.
られた原子炉格納容器と,前記原子炉格納容器内に配置
された原子炉容器と,前記原子炉建屋内で前記原子炉格
納容器の上方に位置する運転床に設けられた一対のガイ
ドレール上を移動する燃料交換機とを備えた原子力プラ
ントにおける燃料貯蔵方法において、 前記原子炉容器から取り出した使用済の燃料集合体を配
置する第1底面、及びこの第1底面よりも浅くて前記原
子炉容器内の構造物を仮置できる広さがある第2底面を
有し、かつ前記一対のガイドレールの間に配置されてい
る複数のプールにおいて、このプール内に設けられたキ
ャスクピットと前記プールの側壁間に位置する前記第2
底面上に、前記原子炉容器内の燃料集合体の交換時に前
記原子炉容器内の構造物を仮置することを特徴とする原
子力プラントにおける燃料貯蔵方法。11. A reactor building, a reactor containment vessel provided in the reactor building, a reactor vessel arranged in the reactor containment vessel, and the reactor containment in the reactor building. In a fuel storage method in a nuclear power plant including a fuel exchanger that moves on a pair of guide rails provided on an operation floor located above a container, a spent fuel assembly taken out from the reactor container is arranged. A plurality of first bottom surfaces and a plurality of second bottom surfaces that are shallower than the first bottom surface and that are wide enough to temporarily store the structure in the reactor vessel, and are arranged between the pair of guide rails. Of the second pool located between the cask pit provided in the pool and the side wall of the pool.
A fuel storage method in a nuclear power plant, wherein a structure in the reactor vessel is temporarily placed on the bottom surface when the fuel assembly in the reactor vessel is replaced.
られた原子炉格納容器と,前記原子炉格納容器内に配置
された原子炉容器と,前記原子炉建屋内で前記原子炉格
納容器の上方に位置する運転床に設けられた一対のガイ
ドレール上を移動する燃料交換機とを備えた原子力プラ
ントにおける燃料貯蔵方法において、 前記原子炉容器から取り出した使用済の燃料集合体を配
置する第1底面、及びこの第1底面よりも浅くて前記原
子炉容器内の構造物を仮置できる広さがある第2底面を
有し、かつ前記一対のガイドレールの間に配置されてい
る複数のプールの、それぞれの前記第1底面の部分に、
一回の燃料集合体の交換時に前記原子炉容器内から取り
出された使用済の燃料集合体を、分配して貯蔵すること
を特徴とする原子力プラントにおける燃料貯蔵方法。12. A reactor building, a reactor containment vessel provided inside the reactor building, a reactor vessel arranged inside the reactor containment vessel, and the reactor containment inside the reactor building. In a fuel storage method in a nuclear power plant comprising a pair of guide rails provided on an operation floor located above a vessel and moving on a guide rail, a spent fuel assembly taken out from the reactor vessel is arranged. A plurality of first bottom surfaces and a second bottom surface that is shallower than the first bottom surface and is wide enough to temporarily store the structure in the reactor vessel, and is arranged between the pair of guide rails; Of the first bottom surface of each of the pools,
A fuel storage method in a nuclear power plant, characterized in that a spent fuel assembly taken out from the inside of the reactor vessel is distributed and stored when the fuel assembly is replaced once.
料集合体の割合をプールの容積に比例させる請求項12
の原子力プラントにおける燃料貯蔵方法。13. The ratio of the spent fuel assemblies distributed to each of the pools is proportional to the pool volume.
For storing fuel in nuclear power plants in Japan.
に仮置きした後、前記使用済の燃料集合体を前記第1床
の部分に貯蔵する請求項11または12の原子力プラン
トにおける燃料貯蔵方法。14. The nuclear power plant according to claim 11, wherein the spent fuel assembly is stored in the portion of the first floor after the structure in the reactor vessel is temporarily placed on the second floor. Fuel storage method.
容器内に設けられている蒸気乾燥器及び気水分離器であ
る請求項14の原子力プラントにおける燃料貯蔵方法。15. The fuel storage method in a nuclear power plant according to claim 14, wherein the structure in the reactor vessel is a steam dryer and a steam separator provided in the reactor vessel.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP06122206A JP3075077B2 (en) | 1994-06-03 | 1994-06-03 | Nuclear power plant |
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JP06122206A JP3075077B2 (en) | 1994-06-03 | 1994-06-03 | Nuclear power plant |
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