JPH10319174A - 沸騰水型原子力プラント - Google Patents

沸騰水型原子力プラント

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JPH10319174A
JPH10319174A JP9126710A JP12671097A JPH10319174A JP H10319174 A JPH10319174 A JP H10319174A JP 9126710 A JP9126710 A JP 9126710A JP 12671097 A JP12671097 A JP 12671097A JP H10319174 A JPH10319174 A JP H10319174A
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JP
Japan
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pump
pool
fuel storage
purification facility
boiling water
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Application number
JP9126710A
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English (en)
Inventor
Yoshio Fujita
芳夫 藤田
Kimifumi Okano
公文 岡野
Hiroshi Sasaki
宏 佐々木
Minoru Okura
稔 大倉
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.)
Hitachi Engineering Co Ltd
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Engineering Co Ltd
Hitachi Ltd
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Publication date
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    • 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
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【課題】本発明の目的は、原子炉建屋内に2つの燃料貯
蔵プールを設けた場合でも、プール水冷却浄化設備の信
頼性を維持しつつ、原子炉建屋の小型化が図れるBWR
プラントを提供することにある。 【解決手段】燃料貯蔵プール2bのプール水冷却浄化設
備は、サージタンク7b,ポンプ8b,熱交換器9b,
濾過脱塩装置10a及び10bなどで構成される。サプ
レッションプール3のプール水浄化設備は、ポンプ8
c,濾過脱塩装置10bなどで構成されており、ポンプ
8bとポンプ8cの上流側が連絡配管13で接続され、
ポンプ8bとポンプ8cの下流側が連絡配管14で接続
されている。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【発明の属する技術分野】本発明は沸騰水型原子力プラ
ント(BWRプラント)に係わり、特に、原子炉建屋内
に2つの燃料貯蔵プールを備えたBWRプラントに関す
る。
【0002】
【従来の技術】従来のBWRプラントでは、原子炉建屋
内の燃料貯蔵プールとは別に、原子炉建屋外にも燃料貯
蔵プールを設け、それぞれにプール水冷却浄化設備を設
けていた。プール水冷却浄化設備は、燃料貯蔵プール,
サージタンク,ポンプ,熱交換器,濾過脱塩装置などを
経由して再び燃料貯蔵プールに戻る構成が一般的で、ポ
ンプの異常時に備えて予備のポンプを設けていた。
【0003】また、特開平8−15475号公報に、原子炉建
屋内に2つの燃料貯蔵プールを備えた構成が記載されて
いる。
【0004】
【発明が解決しようとする課題】前者の従来技術では、
予備のポンプとそのメンテナンス用の弁を追設する必要
があるため、ポンプの設置スペースの拡大による原子炉
建屋の大型化や、機器の増加による点検・保守作業の増
加が避けられなかった。また、濾過脱塩装置は大型の機
器であり付属設備も多いので、これも原子炉建屋の大型
化及び点検・保守作業の増加を招く要因となった。更
に、原子炉建屋の外部にも内部と同様な冷却浄化設備を
設けているため、全体の設備が大型であった。
【0005】また、後者の従来技術では、燃料貯蔵プー
ルのプール水冷却浄化設備に関しては考慮されていなか
った。
【0006】本発明の目的は、原子炉建屋内に2つの燃
料貯蔵プールを設けた場合でも、プール水冷却浄化設備
の信頼性を維持しつつ、原子炉建屋の小型化が図れるB
WRプラントを提供することにある。
【0007】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、本発明は、使用済燃料を貯蔵するための2つの燃料
貯蔵プール,炉内機器を仮置きするための機器仮置プー
ル及びサプレッションプールが原子炉建屋内に設置され
た沸騰水型原子力プラントにおいて、各燃料貯蔵プール
毎にプール水の冷却及び浄化を行う第1浄化設備がサー
ジタンク,ポンプ,熱交換器及び濾過脱塩装置を備え、
前記サプレッションプールのプール水の浄化を行う第2
浄化設備がポンプ及び濾過脱塩装置を備え、一方の前記
第1浄化設備のポンプが前記第2浄化設備のポンプに切
替可能に構成する。
【0008】具体的な切替可能な構成としては、一方の
第1浄化設備のポンプ及び第2浄化設備のポンプの上流
側及び下流側を、それぞれ連絡配管で接続する。
【0009】
【発明の実施の形態】以下、本発明によるBWRプラン
トの一実施例を図1及び図2を用いて説明する。図1は
本実施例の燃料貯蔵プールのプール水冷却浄化設備の概
略系統図、図2は本実施例の燃料貯蔵プールの原子炉建
屋内の概略配置図である。尚、図2では、主な構成要素
の縦断面における配置のみを示したものであり、図1に
示すような系統内の配管などは省略している。
【0010】図2に示すように、原子炉建屋1内には、
2つの燃料貯蔵プール2a及び2b,サプレッションプ
ール3,機器仮置プール4,原子炉圧力容器5などが設
置されている。原子炉圧力容器5は原子炉格納容器6の
上部領域に、サプレッションプール3は原子炉格納容器
6の下部領域にそれぞれ設置されている。
【0011】燃料貯蔵プール2a及び2bは、原子炉圧
力容器5の炉心から取り出された使用済燃料を貯蔵する
のに用いられる。機器仮置プール4は、原子炉圧力容器
5から取り出された炉内機器を仮置きするのに用いられ
る。燃料貯蔵プール2a及び機器仮置プール4は原子炉
圧力容器5の近くに配置され、燃料貯蔵プール2bは原
子炉圧力容器5から離れた位置に配置されている。
【0012】次に、図1を用いて、燃料貯蔵プールのプ
ール水冷却浄化設備を説明する。燃料貯蔵プール2aの
プール水冷却浄化設備は、スキマサージタンク7a,ポ
ンプ8a,濾過脱塩装置10a及び10b,熱交換器9
aなどで構成される。燃料貯蔵プール2bのプール水冷
却浄化設備は、サージタンク7b,ポンプ8b,熱交換
器9b,濾過脱塩装置10a及び10bなどで構成され
る。
【0013】また、サプレッションプール3のプール水
浄化設備は、ポンプ8c,濾過脱塩装置10bなどで構
成されており、ポンプ8bとポンプ8cの上流側が連絡
配管13で接続され、ポンプ8bとポンプ8cの下流側
が連絡配管14で接続されている。連絡配管13及び1
4には、常時閉の連絡弁15及び16が設置されてい
る。このように、サプレッションプール3のプール水浄
化設備の濾過脱塩装置10bを、燃料貯蔵プール2a及
び2bのプール水冷却浄化設備の濾過脱塩装置と共用す
ることにより、原子炉建屋の小型化に寄与している。
【0014】原子炉圧力容器5から取り出された燃料
は、初めは燃料貯蔵プール2aに貯蔵される。燃料貯蔵
プール2aは、原子炉圧力容器5の炉心に装荷される燃
料(以下、炉心燃料という)の4倍の数の燃料を貯蔵可
能な容量を有している。炉心燃料の3倍の数の燃料が燃
料貯蔵プール2aに貯蔵された場合、原子炉圧力容器5
からの取出し後の経過時間が長く崩壊熱の減衰が進んで
いる燃料から順に燃料貯蔵プール2bに移動させて貯蔵
する。
【0015】このように、燃料貯蔵プール2aに炉心燃
料と同数の貯蔵容量を残しておくことにより、非常時に
も原子炉圧力容器5の炉心内の燃料を取り出して貯蔵し
ておくことができる。
【0016】燃料貯蔵プール2aのプール水冷却浄化設
備は、ポンプ8aを用いて、燃料貯蔵プール2aからス
キマサージタンク7aにオーバーフローさせた水を、濾
過脱塩装置10a及び10b,熱交換器9aを経由させ
て燃料貯蔵プール2aに循環させる。本構成により、熱
交換器9aで燃料から発生する崩壊熱を除去し、濾過脱
塩装置10a及び10bでプール水の浄化を行い水質を
維持する。
【0017】同様に、燃料貯蔵プール2bのプール水冷
却浄化設備は、ポンプ8bを用いて、燃料貯蔵プール2
bからサージタンク7bにオーバーフローさせた水を、
熱交換器9b,濾過脱塩装置10a及び10bを経由さ
せて燃料貯蔵プール2bに循環させる。本構成により、
熱交換器9bで燃料から発生する崩壊熱を除去し、濾過
脱塩装置10a及び10bでプール水の浄化を行い水質
を維持する。
【0018】また、サプレッションプール3のプール水
浄化設備は、サプレッションプール3の貯蔵水をポンプ
8cで送水し、濾過脱塩装置10bでプール水の浄化を
行う。
【0019】燃料貯蔵プール2aのプール水冷却浄化設
備は予備も含めた2系統のポンプ8aを備えており、一
方のポンプに異常が生じた場合でも、他方のポンプを用
いてプール水冷却浄化設備の機能を確保して信頼性を維
持できる。異常が生じたポンプ8aは、その上流側及び
下流側に設けた弁11a及び12aを閉じることによ
り、プール水冷却浄化設備から隔離してメンテナンスす
ることができる。
【0020】また、燃料貯蔵プール2bのプール水冷却
浄化設備専用のポンプ8bに異常が生じてプール水の流
量が変化した場合、流量計17がこの流量変化(流量高
又は流量低)を検出し、異常検出信号を出力する。
【0021】制御装置18は、流量計17からの異常検
出信号を入力すると、連絡弁15及び16に弁を全開さ
せるための制御信号を出力する。連絡弁15及び16
は、制御装置18からの制御信号を受けて自動的に全開
する。
【0022】こうして、ポンプ8cをポンプ8bの替わ
りとして用いることができる。その後、異常があったポ
ンプ8bの上流側及び下流側に設けた弁11b及び12
bを閉じることにより、ポンプ8bを隔離した状態でメ
ンテナンスできる。
【0023】本構成により、燃料貯蔵プール2bのプー
ル水冷却浄化設備のポンプ8bに異常が生じた場合で
も、サプレッションプール3のプール水浄化設備のポン
プ8cを予備のポンプとして用いることができるので、
燃料貯蔵プール2bのプール水冷却浄化設備の機能を確
保し信頼性を維持できる。
【0024】また、燃料貯蔵プール2bのプール水冷却
浄化設備のポンプ8bを1系統にしたことにより、予備
も含めた2系統のポンプを設けた場合に比べてポンプの
設置スペースを縮小でき、その分原子炉建屋の小型化が
図れる。
【0025】
【発明の効果】本発明によれば、原子炉建屋内に2つの
燃料貯蔵プールを設けた場合でも、プール水冷却浄化設
備の信頼性を維持しつつ、原子炉建屋の小型化が図れ
る。
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明の一実施例の燃料貯蔵プールのプール水
冷却浄化設備の概略系統図。
【図2】本発明の一実施例の燃料貯蔵プールの原子炉建
屋内の概略配置図。
【符号の説明】 1…原子炉建屋、2a,2b…燃料貯蔵プール、3…サ
プレッションプール、4…機器仮置プール、5…原子炉
圧力容器、6…原子炉格納容器、7a…スキマサージタ
ンク、7b…サージタンク、8a,8b,8c…ポン
プ、9a,9b…熱交換器、10a,10b…濾過脱塩
装置、11a,11b,12a,12b…弁、13,1
4…連絡配管、15,16…連絡弁、17…流量計、1
8…制御装置。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 佐々木 宏 茨城県日立市幸町三丁目2番1号 日立エ ンジニアリング株式会社内 (72)発明者 大倉 稔 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

Claims (5)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】使用済燃料を貯蔵するための2つの燃料貯
    蔵プール,炉内機器を仮置きするための機器仮置プール
    及びサプレッションプールが原子炉建屋内に設置された
    沸騰水型原子力プラントにおいて、 各燃料貯蔵プール毎にプール水の冷却及び浄化を行う第
    1浄化設備が、サージタンク,ポンプ,熱交換器及び濾
    過脱塩装置を備え、 前記サプレッションプールのプール水の浄化を行う第2
    浄化設備が、ポンプ及び濾過脱塩装置を備え、 一方の前記第1浄化設備のポンプが前記第2浄化設備の
    ポンプに切替可能に構成されたことを特徴とする沸騰水
    型原子力プラント。
  2. 【請求項2】使用済燃料を貯蔵するための2つの燃料貯
    蔵プール,炉内機器を仮置きするための機器仮置プール
    及びサプレッションプールが原子炉建屋内に設置された
    沸騰水型原子力プラントにおいて、 各燃料貯蔵プール毎にプール水の冷却及び浄化を行う第
    1浄化設備が、サージタンク,ポンプ,熱交換器及び濾
    過脱塩装置を備え、 前記サプレッションプールのプール水の浄化を行う第2
    浄化設備が、ポンプ及び濾過脱塩装置を備え、 一方の前記第1浄化設備のポンプ及び前記第2浄化設備
    のポンプは、これらのポンプの上流側及び下流側がそれ
    ぞれ連絡配管で接続されていることを特徴とする沸騰水
    型原子力プラント。
  3. 【請求項3】請求項2において、前記連絡配管が開閉弁
    を備えたことを特徴とする沸騰水型原子力プラント。
  4. 【請求項4】請求項3において、前記開閉弁は、通常は
    閉じており、前記第1浄化設備のポンプの異常時に開く
    ように制御されることを特徴とする沸騰水型原子力プラ
    ント。
  5. 【請求項5】請求項2において、前記第1浄化設備の濾
    過脱塩装置が、前記第2浄化設備の濾過脱塩装置を兼用
    していることを特徴とする沸騰水型原子力プラント。
JP9126710A 1997-05-16 1997-05-16 沸騰水型原子力プラント Pending JPH10319174A (ja)

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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2010223739A (ja) * 2009-03-23 2010-10-07 Toshiba Corp 防錆剤含有廃液処理関連施工方法及び関連システム

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2010223739A (ja) * 2009-03-23 2010-10-07 Toshiba Corp 防錆剤含有廃液処理関連施工方法及び関連システム

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