JPS6117988A - Safety device for nuclear reactor - Google Patents

Safety device for nuclear reactor

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JPS6117988A
JPS6117988A JP59139407A JP13940784A JPS6117988A JP S6117988 A JPS6117988 A JP S6117988A JP 59139407 A JP59139407 A JP 59139407A JP 13940784 A JP13940784 A JP 13940784A JP S6117988 A JPS6117988 A JP S6117988A
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JP
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reactor
safety
pressure
water
accident
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JP59139407A
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崇 佐藤
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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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  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

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。
(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の技術分野〕 〔発明の技術的背景とその問題点] 一般に、原子力発電所には種々の異常事象が発生しても
原子炉を安全な状態に導くことができるように様々な安
全装置が設けられている。BV17Rプラントの場合、
異常小魚発生時に原子炉を安全な状態に導くためには基
本的に次の3つの事柄が行われる必要がある。即ち、ま
ずa)原子炉の核反応を停止し、それからb)原子炉内
の冷却制の水位を回復し、かつ、維持し続け、さらには
C)原子炉内の核燃料に蓄積された核分裂生成物から長
期間にわたって放出される崩壊熱を除去することが必要
である。+(W Rプラントでは上記の3つの事柄を遂
行するためにそれぞれ次の3つの安全装置が設けられて
いる。即ち、A、原子炉緊急停止系、B。
[Detailed Description of the Invention] [Technical Field of the Invention] [Technical Background of the Invention and Problems Therewith] Generally, it is difficult to bring a nuclear reactor to a safe state even if various abnormal events occur in a nuclear power plant. Various safety devices are in place to ensure this. In the case of BV17R plant,
In order to bring the reactor to a safe state when abnormal small fish occur, the following three things basically need to be done. That is, first a) stop the nuclear reaction in the reactor, then b) restore and continue to maintain the cooling water level in the reactor, and then C) reduce the fission products accumulated in the nuclear fuel in the reactor. It is necessary to remove the decay heat released from objects over a long period of time. +(WR In the R plant, the following three safety devices are installed to accomplish the above three things: A. Reactor emergency shutdown system; B.

非常用炉心冷却系、及びC8残留熱除去系が安全装置と
して設置されている。これらの安全装置の設計条件とし
てはBWrtプラントの通常運転をわずかに逸脱する異
常事象力範囲から始まり、万一の場合には発生するかも
知れない極限事象の範囲までを考えて、最も厳しい設計
条件を与える事象を設計基準事象として選定し、それπ
も十分耐えられるような設計が行なわれている。このよ
うな最も厳しい条件なL5.える異常事象としては原子
炉圧力容器に接続されている最大口径液相配管(通常は
、原子炉冷却材再循環系配管)の瞬時両面破断が一般に
想定されている。このように原子炉圧力容器眞接続され
ている配管の破断により原子炉内の冷却材である炉水が
流出し、原子炉圧力容器内の核燃料の冷却が十分に行え
なくなる虞のある事故を一般に冷却材喪失事故(以下L
 OCAと略記する。)と呼んでいる。これは単に異常
事象と呼ぶには影響が大きすぎるため、特に事故という
事象分類を行い、最も厳しい設謂条件を与えるという意
味でL OCAは一般に設計基準事故(以下D BAと
略記する。)と呼ばれている。これは、前記の非常用炉
心冷却系及び残留熱除去系の必要容量についてLOCA
が最も大きな容量を要求する事故となっているためであ
る。従って、従来の13 W Rプラントの安全装置の
設計は理由もなしに、まず、LOCAの発生を想定し、
それでも原子炉を安全な状態に導けるように十分な容量
を持った非常用炉心冷却系と残留熱除去系を設置すると
いたった手法がとられて来た。しかしながらこのように
−見、最も安全なように考えられる設計手法にも実はあ
る種の理屈があることが最近わかって来ている。それは
過大とも思える非現実的な要求を課しているにもかかわ
らず、安全装置の信頼性設計に対しては少々要求が過小
であるということである。具体的には現行の安全装置の
設計には単一故障基準という設計基準が適用されている
。これはある安全機能を果たす安全装置の内1系統に故
障が発生してもその安全機能を喪失しないようにもう1
系統安全装置を設けて系統全体を2重化することにより
安全装置の信頼性を向上しようというものである。
An emergency core cooling system and a C8 residual heat removal system are installed as safety devices. The design conditions for these safety devices include the most severe design conditions, starting from the range of abnormal event forces that slightly deviate from the normal operation of the BWrt plant, and extending to the range of extreme events that may occur in the unlikely event. Select the event that gives π as the design reference event, and
The design is designed to withstand even the most severe damage. This is the most severe condition L5. It is generally assumed that the abnormal event that can occur is an instantaneous double-sided rupture of the largest diameter liquid-phase piping (usually the reactor coolant recirculation system piping) connected to the reactor pressure vessel. In this way, accidents in which there is a risk that reactor water, which is the coolant inside the reactor, may leak out due to a rupture in a pipe that is directly connected to the reactor pressure vessel, and the nuclear fuel inside the reactor pressure vessel may not be sufficiently cooled, are generally avoided. Loss of coolant accident (hereinafter referred to as L)
It is abbreviated as OCA. ). Since the impact is too great to simply call this an abnormal event, LOCA is generally classified as a design basis accident (hereinafter abbreviated as DBA) in the sense that it is classified as an accident and gives the strictest conditions. being called. This is based on the LOCA regarding the required capacity of the emergency core cooling system and residual heat removal system mentioned above.
This is because this is the accident that requires the largest capacity. Therefore, the conventional design of safety equipment for 13W R plants was based on the assumption that LOCA would occur, without any reason.
Nevertheless, measures have been taken to install emergency core cooling systems and residual heat removal systems with sufficient capacity to bring the reactor to a safe state. However, it has recently been discovered that there is actually some kind of logic behind this design method, which is considered to be the safest. Although this imposes unrealistic demands that may seem excessive, it is a little too demanding for the reliability design of safety devices. Specifically, a design standard called a single failure criterion is applied to the design of current safety devices. This is to ensure that even if one of the safety devices that performs a certain safety function fails, the safety function will not be lost.
The idea is to improve the reliability of the safety device by installing a system safety device and duplicating the entire system.

従って現行のB W Rプラントでは前述の安全装置の
主要部分はすべて2重化されている。これはこれらの安
全装置の設計基準事故である前記のL OCAは考え得
る事故の内、最も影響の厳しくなる極限事象であってそ
の発生確率は十分に吐くなるようにすでに種々の安全防
護策が実施されているため。
Therefore, in current BWR plants, all of the major parts of the safety equipment mentioned above are duplicated. This is a design basis accident for these safety devices.The above-mentioned LOCA is an extreme event with the most severe impact among possible accidents, and various safety measures have already been taken to reduce the probability of its occurrence. Because it is implemented.

LOCAが発生した後に安全装置が1個だけ故障する所
まで考えておけば十分であり、さらにそい上に安全装置
が2重に故障することは確率的に十分K ffk <な
り、想定する必要はないという前提の上に成り立ってい
る。この前提は非常用炉心冷却系や残留熱除去系といっ
た安全装置がL OCAのように極端に発生確率が低い
極限事象の時にのみ作動するのであれば技術的に正当な
ものであることは最近の確率論的安全評価(以下PI(
Aと略記する。)によっても確認されている。このこと
は逆にBWRプラントの通常運転中に何らかの原因によ
り、非常用炉心冷却系等の安全装置が頻繁に作動するよ
うなことがあれば、それはその安全系の設計に何らかの
問題があることを示していると言ってもよい。何故なら
これらの安全装置のl) B Aとしては前述のように
、非常に発生頻度が小さいL OCAを前提としており
、LOCA以外のもつと発生頻度の大きな異常事象の時
にもこれらの安全装置の機能が必要になるかも知れない
ということは設計の前提には含められていないからであ
る。このように現行のBWRプラントの安全装置はL 
OCAという非常に影響の大きな事故事象を設計基準事
故(1)BA)としてその容量設計を行い、その容量に
関して言えばかなり大きな能力を保有しているにもかか
わらず、その信頼性設計に関しては、極めて起こりにく
い■、OCAを設計基準事故としているため、必ずしも
十分な信頼性を有した設計とはなっていない嫌がある。
It is sufficient to consider that only one safety device will fail after a LOCA occurs, and furthermore, there is a sufficient probability that two safety devices will fail, so there is no need to assume that K ffk <. It is based on the premise that there is no such thing. Recent studies have shown that this assumption is technically valid if safety devices such as the emergency core cooling system and the residual heat removal system operate only in extreme events with an extremely low probability of occurrence, such as LOCA. Probabilistic safety assessment (hereinafter referred to as PI)
Abbreviated as A. ) has also been confirmed. Conversely, if safety devices such as the emergency core cooling system frequently operate for some reason during normal operation of a BWR plant, this indicates that there is some problem with the design of the safety system. It can be said that it shows. This is because, as mentioned above, these safety devices are based on the premise of LOCA, which occurs with a very low frequency, and these safety devices cannot be used even in the event of an abnormal event that occurs with a high frequency other than LOCA. This is because the design assumptions did not include that the functionality might be needed. In this way, the safety equipment of the current BWR plant is
The capacity was designed for OCA, an accident event with a very large impact, as a design basis accident (1) BA), and although it has a fairly large capacity, in terms of its reliability design, Because OCA, which is extremely unlikely to occur, is considered a design basis accident, the design is not necessarily reliable.

それはBWRの安全装置はL OCAのように極端に発
生確率が低い事故の時にのみその作動を要求されるわけ
ではないということに起因している。以下に具体的な例
について述べる。
This is due to the fact that BWR safety devices are not required to operate only in the event of an extremely low-probability accident like LOCA. A specific example will be described below.

まず、  8wnプラントにおいて発生頻度が比較的大
きな異常事象としては一般に運転時の異常な過渡変化(
以下Transientと呼ぶ)と呼ばれている主蒸気
隔離弁(以下M’STVと呼ぶ)閉鎖や給水ポンプトリ
ップがある。MSIV閉鎖等のTransientが発
生すると原子炉内の核反応によって発生している炉蒸気
は逃げ口を失うため原子炉の圧力は急速に上昇し、逃が
し安全弁が自動作動するが、これをそのまま放置すれば
ごく短時間で原子炉の圧力は原子炉圧力容器の健全性を
損う高さに達してしまう。このような事態に到る前に原
子炉を安全な状態に導くための安全装置として前述の原
子炉緊急停止系が設けられている。この原子炉緊急停止
系はMSTV閉鎖及び原子炉圧力高の安全保護信号によ
り自動作動して急速に原子炉の核反応を停止する安全機
能を有している。その手段としては通常は中性子の吸収
材であるボロンを内蔵した制御棒を水圧等を用いて原子
炉内に一気に挿入する方法(これを一般にスクラムとい
う。)が用いられている。このスクラムを行うための安
全装置である原子炉緊急停止1−系も^1■述のとおり
単一故障基準に基づいて設計されており、その主要部分
はA系とB系の2系統しか存在しない。スクラムはLO
CAのような設計基準事故の場合にも原子炉水位低等の
安全保護信号により自動的に行われるが、 LOCAに のように発生頻度の低い(一般社設計基準L OCAの
発生頻度は10−4回/炉年と言われている。)事故の
場合にはさらに原子炉緊急停止系のA、B両系統ともが
故障してしまう確率を重畳して考えれば。
First, abnormal events that occur relatively frequently in 8wn plants are generally abnormal transient changes during operation (
There are closures of the main steam isolation valve (hereinafter referred to as M'STV) (hereinafter referred to as "Transient") and water supply pump trips. When a transient such as MSIV closure occurs, the reactor steam generated by the nuclear reaction inside the reactor has no escape port, so the reactor pressure rapidly rises and the relief safety valve automatically operates, but this should not be left as it is. In a very short time, the pressure in the reactor reaches a level that compromises the integrity of the reactor pressure vessel. The above-mentioned emergency reactor shutdown system is provided as a safety device to bring the reactor to a safe state before such a situation occurs. This reactor emergency shutdown system has a safety function that automatically activates in response to a safety protection signal of MSTV closure and reactor pressure high, and rapidly stops the nuclear reaction in the reactor. The method usually used is to insert control rods containing boron, which is a neutron absorbing material, into the reactor at once using water pressure (this is generally called a scram). The reactor emergency shutdown system 1-system, which is a safety device for performing this scram, is also designed based on the single failure criterion as mentioned above, and there are only two main systems, the A system and the B system. do not. Scrum is LO
In the case of a design basis accident such as CA, it is automatically carried out by a safety protection signal such as a low reactor water level, but it occurs less frequently like LOCA (the frequency of occurrence of general company design basis LOCA is 10- (It is said that 4 times per reactor year.) In the case of an accident, consider the probability that both A and B systems of the reactor emergency shutdown system will fail.

その発生の想定の必要がないことは一般に工学的に見て
明らかである。しかし、MSIV閉鎖のように発生頻度
の大きいTransient (一般にTransie
nt全体の発生頻度は1〜10回/炉年という運転実績
が得られている。)の場合には、その後に原子炉緊急停
止系のA、B両系統ともが故障してスクラムに失敗する
確率は必ずしも工学的に見て無視できる程小さな値には
ならない場合もある。このように’f’r;+n5ie
nt発生後にスクラムに失敗する事象を一般にATWS
と呼び、その前兆事象が米国ではすでに頻発している。
It is generally clear from an engineering perspective that there is no need to assume its occurrence. However, transients (generally known as transie
The overall frequency of occurrence of nt is 1 to 10 times/year of operation. ), the probability that both the A and B systems of the reactor emergency shutdown system will subsequently fail and the scram will fail may not necessarily be so small that it can be ignored from an engineering perspective. Like this 'f'r;+n5ie
ATWS generally refers to the event that Scrum fails after nt occurs.
Precursor events are already occurring frequently in the United States.

米国の原子力規制委員会(以下N RCと呼ぶ。)はこ
れを未解決安全問題(IJnreso144cd 5a
fety l5sues、以下UR8Iと略記する。)
の1つに加え、10年以上の歳月をかけて検討を行って
来たが、つい最近、スクラムic[]fるプラントの安
全装置の信頼性を強化するための数々の設計変更を規制
要求として正式に追加し、その長年の検討作業に終止符
を打ちつつある。これは原子炉緊急停止系のようにプラ
ントの安全性にとって極めて重要な安全装置であって、
かつ。
The U.S. Nuclear Regulatory Commission (hereinafter referred to as NRC) has classified this as an unresolved safety issue (IJnreso144cd 5a).
fety l5sues, hereinafter abbreviated as UR8I. )
After more than 10 years of study, a number of design changes have recently been regulated to strengthen the reliability of Scrum IC plant safety equipment. It has been officially added as a requirement, and the long-standing study process is coming to an end. This is a safety device that is extremely important for plant safety, like a nuclear reactor emergency shutdown system.
and.

TransienlのようにL OCAよりも発生頻度
のはるかに大きな異常事象の際にこそ必要とされろ安全
装置の信頼性設計に対しては従来のような単一故障基準
だけを設計基準とすることは必ずしも十分ではない場合
も有り得ることを米国NRCが認めたことの証以外のな
にものでもない。尚、ATWSは発生頻度が比較的大き
いTransientが発生した後に安全装置の2重故
障が重畳するという事象形態の1つの具体例であるが、
一般的に言ってこのようなTransient十安全装
置の2重故障という事象形態がBWRプラントの炉心溶
融事故の原因としては確率的に見て最も大きいというこ
とは、最近の確率論的安全評価(PR,A)の場では国
際的な常識となっている。しかしながら現在のHWRプ
ラントの安全装置の設計はあいかわらず発生頻度の極め
て小さいLOCAを想定してその後に安全装置は1系統
しか故障しないという神話を前提として行うという考え
方がまだ主流である。つまり。
For the reliability design of safety devices, it is necessary to use only the conventional single failure criterion as a design standard, which is necessary in the case of abnormal events that occur much more frequently than LOCA, such as Transienl. This is nothing other than proof that the US NRC has acknowledged that there may be cases where it is not always sufficient. Note that ATWS is a specific example of an event type in which a transient with a relatively high frequency of occurrence is followed by a double failure of the safety device.
Generally speaking, the recent probabilistic safety evaluation (PR , A) has become international common sense. However, the current mainstream way of designing safety equipment for HWR plants is still to assume LOCA, which occurs with extremely low frequency, and to assume the myth that only one system of safety equipment will fail after that. In other words.

まず絶対に発生することはないと言っても過言ではない
事象形態を前提として安全装置の信頼性設計が行われて
おり、その一方でもつと現実には起こりそうな事象形態
に対しては十分な配慮が払われていない虞がある。
First of all, the reliability of safety devices is designed based on the assumption that the type of event will never occur, but on the other hand, it is also necessary to design the reliability of safety devices based on the premise that the type of event will never occur. There is a possibility that consideration has not been given.

従って、 Transient十安全装置の2重故障と
いうことにもつと配慮した安全装置の信頼性設計がBW
Rプラントの安全性にとって重要かつ緊急な課題となっ
て来ている。このようなTransient十安全装置
の2重故障としては前述のATWS以外にもいくつかの
重要なものがある。ATWSは前述のように米国NH,
Cの規制強化が行われており、実質的に解決された安全
問題であると考えられるので。
Therefore, the reliability design of safety devices that takes into consideration the double failure of Transient safety devices is required for BW.
This has become an important and urgent issue for the safety of R plants. In addition to the above-mentioned ATWS, there are several important double failures of such transient safety devices. As mentioned above, ATWS is a US NH,
Regulations for C are being tightened, and it is considered that the safety issue has been practically resolved.

ここではまだ未解決のATWS以外のいくつかの同種の
安全問題について以下に説明を続ける。
Some similar safety issues other than ATWS that are still unresolved will be discussed below.

上記のようなTransient十安全装置の2重故障
としてBWRプラントの安全性にとって重大な影響を与
えるものとしては次の3つのものがある。即ち、a、給
水喪失’I”ransient+原子炉隔離時冷却系(
以下RCI Cと略記する。)故障十高圧非常用炉心系
故障、b、主復水器機能喪失Transient+残留
熱除去系2重故障、及びC1外部電源喪失’pra1s
ient+非常用ディーゼル発電機(以下I)/Gと略
記する。)2重故障の3つである。これらの3つの事象
がATWSと並んでBWRプラントの場合の炉心溶融事
故の原因として最も確率が高いということは最近の確率
論的安全評価(P I(、A ) I/Uよる一致した
結論である。又、米国NI(C等の規制関連機関がBW
Rプラントの現在までの故障や」”故の報告例を分析し
た結果から、いずれも上記3つの異常事象の形態がAT
WSど並んで13Wr(プラントにとって最も危険なも
のであるという結論を統計的に導いている。そして米国
N R,Cは上記3つの異常事象の形態については、b
及びCについては新たに未解決安全問題(IJ H,S
 I )の中に正式に加えて最近検討を開始している。
There are the following three types of double failures of the above-mentioned transient safety devices that have a significant impact on the safety of the BWR plant. That is, a. Supply water loss 'I'ransient + reactor isolation cooling system (
Hereinafter, it will be abbreviated as RCI C. ) Failure 10 High pressure emergency core system failure, b, main condenser function loss Transient + residual heat removal system double failure, and C1 external power loss 'pra1s
ient+emergency diesel generator (hereinafter referred to as I)/G. ) There are three double failures. It is a consensus conclusion from recent probabilistic safety assessments (PI(,A)I/U) that these three events, along with ATWS, are the most likely causes of core meltdown accidents in BWR plants. In addition, regulatory agencies such as the US National Instruments Corporation (NIC)
From the results of analyzing the R plant's failures and failure reports to date, the above three abnormal events are all caused by AT.
It has been statistically concluded that 13 Wr is the most dangerous for the plant, along with WS.
and C, new unresolved safety issues (IJ H, S
We have recently begun considering the addition of this option to the list of I).

また、a、についてもスリーマイル島原発事故c以下T
MT事故と略記する。)後の安全要求としてメーカー及
び電力会社に対して改善要求を勧告している。即ち、こ
のようなTransient十安全装置の2重故障とい
う異常事象の形態に対して米国の方ではすでに正式な検
討が開始されていると言える。ここで注意すべきことは
、これらの最近注目されている安全問題の形態がいずれ
も、現状の設計ベースとなっているL OCA十安全装
置の1系統故障とは全く事象の形態が異なっており、安
全装置の信頼性設計としては2重故障までを対象としな
くてはならず、より厳l〜い条件を与身でいるというこ
とである。そして最近では、再循環系配管のような大口
径配管が瞬時両面破断を起こすというようなことは、安
全防護策として採られている炉水の漏洩監視等により、
配管の目には見えない程度のき裂の段階で異常が検出さ
れ、大事故に至る前に原子炉を安全蹟停止できることが
学術的な事実として認識されるようになって来ており、
ますます設計基準事故(DBA)として現在想定されて
いるような大規模なL OCAは発生しないという認識
が強まっている。
Also, for a, Three Mile Island nuclear power plant accident c and below T
Abbreviated as MT accident. ) The company is recommending improvements to manufacturers and electric power companies as safety requirements. In other words, it can be said that the United States has already begun formal consideration of this type of abnormal event of double failure of the Transient safety devices. What should be noted here is that the types of safety problems that have recently attracted attention are completely different from the failure of one system of LOCA safety devices, which is the basis of the current design. The reliability design of safety devices must cover up to double failures, which means that even stricter conditions must be met. Recently, large-diameter piping such as recirculation system piping can cause instantaneous double-sided rupture due to safety measures such as leakage monitoring of reactor water.
It is beginning to be recognized as an academic fact that abnormalities can be detected at the stage of invisible cracks in piping, allowing the reactor to be safely shut down before a major accident occurs.
There is a growing recognition that large-scale LOCAs, such as those currently envisioned as design basis accidents (DBAs), will not occur.

これを受けて、米国や西独ではすでに規制方法の一部の
見直しが行われているが、安全装置の設計そのものはあ
いかわらずL OCAをDBAとして行われている現状
である。このように現実にはまず発生するとは考えられ
ない事故であっても、その影響は極めて大きなものを設
計基準事故として想定することは安全装置の容量設計に
極めて大きな余裕を与えることになり、この面では極め
て安全性を強化した設計が行われていることを意味して
いる。しかし一方では、安全装置の容量が大きくなり、
コスト・アップとなるために、安全装置の系統を多重に
設置してTransient十安全装置の2重故障のよ
うなもつと現実的には起こる可能性が高いと思われる事
象形態に対する信頼性向上設計を行うことを極めて困難
なものとしている。そこで以下では前述の3種類の安全
問題に関連して。
In response to this, some regulatory methods have already been reviewed in the United States and West Germany, but the current situation is that the design of safety devices itself is still done using LOCA as DBA. In this way, even if an accident is unlikely to occur in reality, assuming an extremely large impact as a design basis accident gives an extremely large amount of leeway to the capacity design of safety devices. This means that it has been designed with extremely enhanced safety. However, on the other hand, the capacity of the safety equipment increases,
In order to increase costs, we installed multiple systems of safety devices and designed to improve reliability against the types of events that are likely to occur in reality, such as double failure of transient safety devices. This makes it extremely difficult to do so. Therefore, the following will be related to the three types of safety issues mentioned above.

現状のBWRプラントの安全装置の信頼性設計のどのよ
うな点に問題があるかを具体的に図面に基づいて説明す
る。
What problems exist in the reliability design of the current BWR plant safety equipment will be specifically explained based on drawings.

〔現状設計の問題点〕[Problems with the current design]

第1図において原子炉圧力容器Jは核燃料2を内蔵し、
該核燃料が核分裂する際の大量の発生熱により炉水を水
蒸気に変換し、この発生した蒸気を主蒸気管3によって
主タービン4に導き、該主タービン4を回転せしめ、こ
れを動力源とする発電機によって発電が行われる。主タ
ービン4を回転させた後炉蒸気は主復水器5に導かれ、
ここで低温の海水等を通した冷却管と接触することによ
り再び水にもどされ、主復水器5の底部に溜められる。
In Figure 1, the reactor pressure vessel J contains nuclear fuel 2,
The reactor water is converted into steam by the large amount of heat generated when the nuclear fuel fission, and the generated steam is guided to the main turbine 4 through the main steam pipe 3, which rotates the main turbine 4 and uses this as a power source. Electricity is generated by a generator. After rotating the main turbine 4, the furnace steam is led to the main condenser 5,
Here, it is returned to water by contacting a cooling pipe through which low-temperature seawater or the like is passed, and is stored at the bottom of the main condenser 5.

この水は再び給水ポンプ6により、給水管7を介して前
記原子炉圧力容器1の内部にもどされる。このようにし
て原子炉内の冷却材である炉水は加熱蒸気となって主タ
ービン4を回転させた後、主復水器5によって水にもど
され、再び給水ポンプ6により原子炉圧力容器1内にも
どされるため、原子炉内の水位は常にほぼ一定に保たれ
る設計になっている。前記核燃料2の冷却と炉蒸気の効
率的な発生を行うためには、原子炉圧力容器1内の炉水
の流れを強制的にコントロールする必要があり、その目
的のために再循環系配管8と再循環系ポンプ9が設置さ
れている。該再循環系ポンプ9は炉水をいったん再循環
系配管8を介して原子炉圧力容器1の外部に取り出し、
再び大きな流速で原子炉圧力容器1にもどしてやること
により、原子炉圧力容器1の内部で前記核燃料2の下端
から上端に向けて強制的に炉水の流れが生じるようにし
ているものである。このようにBWRプラントの通常運
転時には主タービン4を循環する炉蒸気の流れと、再循
環ポンプ9による炉水の流れとの2つが常に働いている
状態にある。このようにして通常運転状態にあるB W
 Rプラントで前記再循環系配管8が第1図のX印の部
分等において瞬時両面破断を起こしたというのが前述の
設計基準事故であるところの冷却材喪失事故である。
This water is returned to the inside of the reactor pressure vessel 1 via the water supply pipe 7 by the water supply pump 6. In this way, the reactor water, which is the coolant in the reactor, turns into heated steam and rotates the main turbine 4, and then is returned to water by the main condenser 5, and is again transferred to the reactor pressure vessel by the water supply pump 6. The water level inside the reactor is designed to remain almost constant at all times. In order to cool the nuclear fuel 2 and efficiently generate reactor steam, it is necessary to forcibly control the flow of reactor water in the reactor pressure vessel 1, and for this purpose, the recirculation system piping 8 is and a recirculation system pump 9 are installed. The recirculation system pump 9 once takes out the reactor water to the outside of the reactor pressure vessel 1 via the recirculation system piping 8,
By returning the reactor water to the reactor pressure vessel 1 again at a high flow velocity, reactor water is forced to flow inside the reactor pressure vessel 1 from the lower end of the nuclear fuel 2 toward the upper end. As described above, during normal operation of the BWR plant, two flows, the flow of reactor steam circulating through the main turbine 4 and the flow of reactor water caused by the recirculation pump 9, are always in operation. In this way, the BW in normal operating condition
The loss of coolant accident, which is the aforementioned design basis accident, occurred in the R plant when the recirculation system piping 8 suffered instantaneous double-sided rupture at the part marked X in FIG.

ここで両面破断というのは、配管が完全に破断し。Here, a double-sided rupture means that the piping is completely ruptured.

なおかつ、破断口部分が前後で完全にずれてしまい、冷
却材の流出面積としては、X印の前後の両方から冷却材
が流出するというものである。BWRプラントでは一般
にパイプ・ホイップ・リストレインドと呼ばれる配管破
断時にも配管のずれを防止できる装置が設けられており
、このような両面破断は物理的には発生し得ないもので
あるが、安全装置の容量設計をより過大なものとする配
慮から、このような装置の効果は無視して考えるのが通
例となっている。また、前記再循環系配管8は口径が約
65σ、肉厚が約3crnのステンレス製配管であり、
原子力発電所周辺の地質学」二の特徴から考えられる仮
想最大規模の地震(もちろん関東大震災の時よりもはる
かに大規模なもの)が発生してもそれに耐えられる設計
となっており、現実に破断が生じることは極めて考えに
くいものである。そ、hでもこの配管の破断を設計基準
事故として想定している理由は、この配管が核燃料ヰ2
のより下端に近い部分に接続されている最大口径の配管
であってこれが破断した場合の核燃料中2の冷却能力に
与える影響が最も犬ぎくなるためである。即ち、現状の
設計基準事故の選定の考え方は。
In addition, the fracture opening portion is completely shifted from front to back, and the coolant flows out from both the front and rear of the X mark. BWR plants are generally equipped with a device called a pipe whip restraint that can prevent piping from shifting even in the event of a pipe break. Although such double-sided breaks are physically impossible to occur, it is necessary to ensure safety. In consideration of increasing the capacity of the device, it is customary to ignore the effects of such devices. Further, the recirculation system piping 8 is a stainless steel piping with a diameter of approximately 65σ and a wall thickness of approximately 3 crn,
The design is such that it can withstand even if the largest hypothetical earthquake (of course, much larger than the Great Kanto Earthquake) occurs based on the characteristics of the geology around nuclear power plants. It is extremely unlikely that a break will occur. Well, the reason why this piping rupture is assumed to be a design basis accident is because this piping is used for nuclear fuel
This is because the pipe with the largest diameter connected to the lower end of the pipe would have the greatest impact on the cooling capacity of the nuclear fuel medium if it were to break. In other words, what is the current approach to selecting design basis accidents?

あくまでも影響が最も大きいものを選定し、それ   
゛が発生しやすいかどうかということにはあまり注意が
払われていないと言える。さて、この再循環系配管8が
仮想的に瞬時両面破断すると原子炉圧力容器1内の約7
0気圧、約280℃という高温高圧の炉水がドライウェ
ル10の中へ破断口を通してブローダウン(噴出)シ、
ただちにフラッシング(減圧沸騰)してその大半が蒸気
に変換する。
Just select the one that has the greatest impact and
It can be said that not much attention has been paid to whether or not ゛ is likely to occur. Now, if this recirculation system piping 8 virtually instantaneously ruptures on both sides, approximately 7
Reactor water at a high temperature and pressure of 0 atm and approximately 280°C blows down through the fracture opening into the dry well 10.
Immediately flashing (boiling under reduced pressure) converts most of it into steam.

これによりドライウェル10内の圧力は急激に上昇し、
その圧力によってドライウェル1車内に生成した蒸気は
ベント管11の内部の水面を押し下げてサプレッション
・プール12の底部にたくわえられたサプレッション・
プール水J3と混合し冷却され凝縮する。これによって
冷却材喪失事故の際の炉水のブローダウンによるドライ
ウェル1:1′内部の急激な圧力上昇は緩和される設計
となっている。ところがこの状態では炉水が破断口より
流出し続けているため、原子炉圧力容器1内の水位は急
激に低下してしまい事故後数十秒で核燃料2は完全に露
出した状態になってしまう。冷却材喪失事故が発生する
と前述のドライウェル圧力高もしくは上記の原子炉水位
低を検出して安全保護信号が発せられて、前記原子炉緊
急停止系が自動的にスクラムするため、原子炉の核反応
はただちに停止するが、核燃料2内には通常運転中に大
量の放射性核分裂生成物(核燃料2の燃えかす。即ち。
As a result, the pressure inside the dry well 10 rises rapidly,
The steam generated inside the drywell 1 due to the pressure pushes down the water level inside the vent pipe 11 and drains the suppression pool stored at the bottom of the suppression pool 12.
It mixes with pool water J3, cools and condenses. As a result, the design is such that the sudden pressure increase inside the dry well 1:1' caused by the blowdown of reactor water in the event of a loss of coolant accident is alleviated. However, in this state, as reactor water continues to flow out from the rupture port, the water level inside the reactor pressure vessel 1 drops rapidly, and the nuclear fuel 2 becomes completely exposed within a few tens of seconds after the accident. . When a loss of coolant accident occurs, the above-mentioned high dry well pressure or low reactor water level is detected and a safety protection signal is issued, and the reactor emergency shutdown system automatically scrams. Although the reaction immediately stops, a large amount of radioactive fission products (burnt remains of the nuclear fuel 2, ie.

死の灰。)が蓄積しているため、その放射性壊変によっ
て核反応停止後もかなりの量の発熱が継続する。これを
崩壊熱と呼んでいる。従って、核燃料2が露出した状態
が少しでも長引くと核燃料2は過熱状態となり、これが
続くと最悪の場合にはいわゆる炉心溶融事故となり、原
子力発電所の事故として最悪な事態となる。このような
事態を避けるため前述の安全装置の1つである非常用炉
心冷却系が設けられている。非常用炉心冷却系の基本構
成はサプレッション・プール12の底部にだ(わえられ
たサプレッション・プール水13をポンプ14により配
管を介して原子炉圧力容器1の中へ注水するというもの
である。非常用炉心冷却系は図には示していないが、実
際にはいくつかの系統から構成されており、その内の1
系統が故障してもその安全機能を喪失しない設計となっ
ている。また、非常用炉心冷却系は原子緊急停止系と同
様にドライウェル圧力高あるいは原子炉水位低の安全保
護信号により自動起動する設計となっている。このよう
に冷却材喪失事故が発生しても非常用炉心冷却系が自動
起動して原子炉の水位を回復するため核燃料2の損傷は
避けられる設計となっている。この非常用炉心冷却系の
運転は原子炉の水位を維持するために事故後長期間にわ
たって継続する必要がある。その間、再循環系配管8の
破断口からは炉水の流出が継続している。核燃料2から
は前述のよ’X/C事故後もかなりの量の崩壊熱が発せ
られており、これは原子炉圧力容器1内の炉水によって
冷却除去されるが、一方、加熱された炉水は再循環系配
管8の破断口からドライウェル10に流出しドライウェ
ル10内の雰囲気温度を高めた後、ベント管11を通過
してサプレッション・プール水13に吸収されて該サプ
レッション・プール水13を加熱する結果となる。この
ようにして核燃料12から発生される崩壊熱は破断口か
ら流出する炉水によって最終的にサプレッション・プー
ル水13に伝達され、このサプレッション・プール水1
3は再び非常用炉心冷却系の水源として使われて原子炉
圧力容器j内にもどされて核燃料2VCよってさらに加
熱されるという循環過程を繰り返すことになる。この循
環過程を繰り返すにしたがってサプレッション・プール
水J3の温度は徐々に」二昇するが、これを放置すると
サプレッション・プール12の設計温度を超えてしまい
、これに対応した形でサプレッション・プール12の気
相部及びドライウェル10の内圧も飽和圧力となり、設
計圧力を超えてしまう。このような原因により仮にドラ
イウェル10もしくはサプレッション・プール12が破
損したとするとサプレッション・プール水13の水面に
加えられていた内圧が急激に失われ、サプレッション・
プール水13は一部減圧沸騰を起こし、非常用炉心冷却
系のポンプ14は必要吸込水頭(必要NPSH)が得ら
れなくなり、キャビテーションを起こしてしまい、原子
炉圧力容器1への注水が不可能となってしまう。こうな
ると原子炉の水位は短時間で低下し、核燃料2は崩壊熱
によって溶融してしまう。即ち、最悪の炉心溶融事故に
至ってしまう。
Ashes of death. ) has accumulated, and its radioactive decay continues to generate a considerable amount of heat even after the nuclear reaction has stopped. This is called decay heat. Therefore, if the exposed state of the nuclear fuel 2 is prolonged even for a little while, the nuclear fuel 2 will become overheated, and if this continues, in the worst case, a so-called core melting accident will occur, which is the worst possible accident at a nuclear power plant. In order to avoid such a situation, an emergency core cooling system, which is one of the safety devices mentioned above, is provided. The basic configuration of the emergency core cooling system is to inject suppression pool water 13, which is held at the bottom of a suppression pool 12, into the reactor pressure vessel 1 via piping with a pump 14. Although the emergency core cooling system is not shown in the diagram, it actually consists of several systems, one of which is
The system is designed so that its safety functions will not be lost even if the system fails. In addition, the emergency core cooling system, like the nuclear emergency shutdown system, is designed to be automatically activated by a safety protection signal of high dry well pressure or low reactor water level. In this way, even if a loss of coolant accident occurs, the emergency core cooling system is automatically activated to restore the water level in the reactor, so damage to the nuclear fuel 2 can be avoided. The operation of this emergency core cooling system must continue for a long time after the accident in order to maintain the water level in the reactor. Meanwhile, reactor water continues to flow out from the break in the recirculation system piping 8. A considerable amount of decay heat is still being emitted from the nuclear fuel 2 even after the aforementioned 'X/C accident, and this is cooled and removed by the reactor water in the reactor pressure vessel 1, but on the other hand, the heated reactor The water flows into the dry well 10 from the break in the recirculation system piping 8 and increases the atmospheric temperature inside the dry well 10, after which it passes through the vent pipe 11 and is absorbed into the suppression pool water 13. This results in heating of 13. The decay heat generated from the nuclear fuel 12 in this way is ultimately transferred to the suppression pool water 13 by the reactor water flowing out from the fracture port, and this suppression pool water 1
3 is again used as a water source for the emergency core cooling system, returned to the reactor pressure vessel j, and further heated by the nuclear fuel 2VC, repeating the circulation process. As this circulation process is repeated, the temperature of the suppression pool water J3 will gradually rise, but if this is left unchecked, it will exceed the design temperature of the suppression pool 12. The internal pressure of the gas phase portion and the dry well 10 also reaches the saturation pressure, exceeding the design pressure. If the dry well 10 or the suppression pool 12 were to be damaged due to such a cause, the internal pressure that had been applied to the water surface of the suppression pool water 13 would suddenly be lost, and the suppression pool would be damaged.
Part of the pool water 13 boiled under reduced pressure, and the emergency core cooling system pump 14 could no longer obtain the necessary suction head (required NPSH), causing cavitation, making it impossible to inject water into the reactor pressure vessel 1. turn into. If this happens, the water level in the reactor will drop in a short time, and the nuclear fuel 2 will melt due to decay heat. In other words, this would lead to the worst core meltdown accident.

このような事態に至るのを避けるために設けられている
のが前述の安全設備の1つである残留熱除去系である。
In order to avoid such a situation, the residual heat removal system, which is one of the safety equipment mentioned above, is provided.

残留熱除去系の基本構成は第1図に示すようにポンプ1
5と熱交換器16とこれらとサプレッション牽プール水
13及びサプレッション・プール12の気相部あるいは
原子炉圧力容器1もしくけドライウェル1ヰとを連結し
た配管及び弁とから成っている。残留熱除去系は弁を切
り替えることによってサプレッション・プール水]3を
導(先を変更することができる。このように残留熱除去
系はポンプ15によりサプレッション・プール水13を
汲上げ熱交換器16で冷却した後、ドライウェル10の
気相部あるいはサプレッション・プール]2の気相部に
散布することを循環的に繰り返し、これらの気相部及び
サプレッション・プール水13そのものを冷却すること
ができる。このように残留熱除去系は事故後にドライウ
ェル10及びサプレッション・ブール12を冷却しこれ
らが過温あるいは、過圧破損することを防止できる設計
となっている。また、残留熱除去系はサプレッション・
プール水13を導く先を原子炉圧力容器1とする配管を
選択した場合には原子炉の水位を維持する目的にも使用
でき、非常用炉心冷却系としての機能も持ち合わせてい
る。尚9図には示してはいないが、熱交換器16を機能
させるためには海水等の冷却水な該熱交換器16内に循
環通水させるための2次系の作動が必要である。また。
The basic configuration of the residual heat removal system is as shown in Figure 1.
5, a heat exchanger 16, and piping and valves connecting these to the suppression pool water 13 and the gas phase portion of the suppression pool 12, the reactor pressure vessel 1, and the dry well 1i. The residual heat removal system can change the destination of the suppression pool water 13 by switching the valve. In this way, the residual heat removal system pumps up the suppression pool water 13 with the pump 15 and transfers it to the heat exchanger 16. After cooling in the dry well 10 or the gas phase of the suppression pool 2, it is possible to cool these gas phase and the suppression pool water 13 itself. In this way, the residual heat removal system is designed to cool the dry well 10 and suppression boule 12 after an accident and prevent them from overheating or overpressure damage.・
If piping is selected to guide the pool water 13 to the reactor pressure vessel 1, it can also be used to maintain the water level of the reactor, and also has the function of an emergency core cooling system. Although not shown in FIG. 9, in order to make the heat exchanger 16 function, it is necessary to operate a secondary system for circulating cooling water such as seawater into the heat exchanger 16. Also.

該残留熱除去系は従来のBWRプラントではA系及びB
系の2系統から構成されている。第1図ではこの内の1
系統のみを示しているが、実際には前述の単一故障基準
に基づいて設計されるため2系統が設置されている。残
留熱除去系は前述の原子炉緊急停止系や非常用炉心冷却
系とは異なり。
The residual heat removal system is A system and B system in a conventional BWR plant.
It consists of two systems. In Figure 1, one of these
Although only one system is shown, two systems are actually installed because the design is based on the single failure criterion mentioned above. The residual heat removal system is different from the reactor emergency shutdown system and emergency core cooling system mentioned above.

事故後ただちには必要にはならないので、特に安全保護
信号によって自動起動する必要はない。但し、実際には
ポンプ15を事故直後から非常用炉心冷却系として兼用
して使用するので、原子炉圧力容器1へ通じる配管を使
用する運転モードで自動起動する設計を行っている。そ
して事故後しばらくして原子炉水位の維持が安定して行
えるようになったことを確認した後、運転員が中央制御
室より手動で弁の切替え操作を行って、ドライウェル1
0もしくはサプレッション・ブール12の冷却モードへ
の切替えを行う設計となっている。このように残留熱除
去系によって冷却材喪失事故後にも核燃料2から発生す
る崩壊熱を除去し、原子炉格納容器(ドライウェル10
及びサプレッション・プール12を総称してこのように
呼ぶ。)の過温及び過圧破損を防止し、その健全性を維
持できる設計となっている。以上説明したように、非常
用炉心冷却系及び残留熱除去系は設計基準事故である冷
却材喪失事故を前提として、さらに単一故障基準を適用
するという手法によって設計が行われている。
Since it is not needed immediately after an accident, there is no particular need for automatic activation by a safety protection signal. However, since the pump 15 is actually used as an emergency core cooling system immediately after an accident, it is designed to automatically start in an operation mode that uses piping leading to the reactor pressure vessel 1. Shortly after the accident, after confirming that the reactor water level could be stably maintained, operators manually switched the valves from the central control room.
0 or the suppression boolean 12 to the cooling mode. In this way, the residual heat removal system removes the decay heat generated from the nuclear fuel 2 even after a loss of coolant accident, and removes the decay heat generated from the nuclear fuel 2.
and the suppression pool 12 are collectively referred to as this. ) is designed to prevent overtemperature and overpressure damage and maintain its integrity. As explained above, the emergency core cooling system and the residual heat removal system are designed based on the assumption that a loss of coolant accident is a design basis accident, and further applies a single failure criterion.

しかしなから、実際にはBWRプラントにおいてこれら
の安全装置の安全機能が必要となるのは設計基準事故で
ある冷却材喪失事故だけではないことは前に述べたとお
りである。例えば第1図において原子炉が通常運転され
ている際に突然給水ポンプ6が停止1−シてしまうこと
がある。そうすると原子炉への給水の補給が停止し、原
子炉内の炉水の収支バランスが崩れるため水位は急速に
低下して行くことになる。これがいわゆる給水喪失Tr
ansientである。この場合には、水位の低下に伴
い、まず原子炉をスクラムし、さらに水位を回復するた
めに非常用炉心冷却系等の作動が必要となる。この場合
にもし非常用炉心冷却系統が多重に故障して原子炉の水
位が維持できなくなると炉心溶融事故に至ってしまう。
However, as mentioned above, it is not only the loss of coolant accident, which is a design basis accident, that actually requires the safety functions of these safety devices in a BWR plant. For example, in FIG. 1, when the nuclear reactor is in normal operation, the water supply pump 6 may suddenly stop. If this happens, the supply of water to the reactor will stop, and the water level in the reactor will fall rapidly because the balance of water in the reactor will be disrupted. This is the so-called water supply loss Tr.
It is ancient. In this case, as the water level drops, it is first necessary to scram the reactor and then activate the emergency core cooling system to restore the water level. In this case, if the emergency core cooling system fails multiple times and the water level in the reactor cannot be maintained, a core melting accident will occur.

このようにTransient発生後に非常用炉心冷却
系等の炉水補給能力が喪失して炉心溶融事故に至ってし
まう事故のシーケ離弁(MSTV)17が突然閉鎖して
しまうことがある。これがいわゆるMSIV閉Tran
sientである。
As described above, after a transient occurs, the emergency core cooling system or other reactor water replenishment capacity is lost, leading to a core meltdown accident, and the accident sequence separation valve (MSTV) 17 may suddenly close. This is the so-called MSIV closed Tran.
It is sient.

この場合には、前述のように原子炉圧力容器1内で発生
し続けている蒸気が逃げ場を失い、原子炉の圧力が急上
昇することになるが、原子炉圧力高の安全保護信号によ
りスクラムが行われてまス核反応が停止する。また、原
子炉の圧力を低減するために逃がし安全弁18が自動作
動し、蒸気放出管19を介して炉蒸気をサプレッション
・プール水13中へ導き凝縮させる設計となっている。
In this case, as mentioned above, the steam that continues to be generated in the reactor pressure vessel 1 will have no place to escape, and the reactor pressure will rise rapidly, but the safety protection signal of the reactor pressure high will prevent the scram from occurring. Once done, the nuclear reaction stops. Further, in order to reduce the pressure in the reactor, a relief safety valve 18 is automatically activated, and the design is such that reactor steam is guided into the suppression pool water 13 through a steam release pipe 19 and condensed.

この場合には核燃料2からその後継続して発生する崩壊
熱は蒸気放出管19内を移行する炉蒸気によってサプレ
ッション・プール水13に伝達され、該サプレッション
・プール水の温度を高めることになる。発生する崩壊熱
の量は冷却材喪失事故の場合と何ら変わる所はないので
、このMSTV閉Tran−sientの場合にも残留
熱除去系によってサプレッション・プール水13の冷却
を行わないと原子炉格納容器の健全性が失われて最終的
には炉心溶融事故に至ってしまう。このように炉蒸気を
主復水器5に導いて冷却することができない’pran
sient の場合には残留熱除去系の機能が不可欠と
なる。この種の’l’ra1sientとしては他に主
復水器真空度喪失Transientがあり、これは主
復水器5の小漏洩や外部電源喪失によって発生する。ま
た、逃がし安全弁18が何らかの理由によって開になっ
た後に、固着して閉鎖できなくなった場合(いわゆる逃
がし安全弁の開固着肯ansient )にも炉蒸気は
サプレッション・プール水13の中へ放出され続けるた
め、残留熱除去系の作動が不可欠となる。
In this case, the decay heat that continues to be generated from the nuclear fuel 2 is transferred to the suppression pool water 13 by the reactor steam moving in the steam release pipe 19, increasing the temperature of the suppression pool water. The amount of decay heat generated is no different from that in the case of a loss of coolant accident, so even in the case of this MSTV closed tran-sient, if the suppression pool water 13 is not cooled by the residual heat removal system, the reactor will be contained. The integrity of the vessel would be lost, ultimately leading to a core meltdown. In this way, the furnace steam cannot be guided to the main condenser 5 for cooling.
In the case of sient, the function of a residual heat removal system is essential. Another type of 'l'ra1sient is a main condenser vacuum loss transient, which occurs due to a small leak in the main condenser 5 or loss of external power supply. Furthermore, even if the relief safety valve 18 opens for some reason and then becomes stuck and cannot be closed (so-called ansient of the relief safety valve stuck open), the furnace steam will continue to be released into the suppression pool water 13. , operation of the residual heat removal system is essential.

これらの場合のように残留熱除去系の機能が必要になっ
た時にもし残留熱除去系が2重に故障してサプレッショ
ン・プール水】3の冷却が行えなくなると原子炉格納容
器が過温もしくは過圧破損して最終的に炉心溶融事故に
至ってしまう。このよつK Transient発生後
に残留熱除去系の機能が喪失して炉心溶融事故に至って
しまう事故のシーケンスを確率論的安全評価では一般に
TWクシ−ンスと呼んでいる。また、外部電源が喪失す
るいわゆる外部電源喪失’l’ransientが発生
した際にさらに非常用ディーゼル発電機が2重に故障し
てしまうとプラント内の電動駆動のシステムがほとんど
使えなくなり、この状態が例えば10時間も継続すると
やはり原子炉内の水位が維持できなくなり炉心溶融事故
に至ってしまう。このようにプラント内の交流電源がす
べて使えなくなってしまう状態を一般VC5tatio
n Blackoutと呼んでいる。
When the function of the residual heat removal system is required as in these cases, if the residual heat removal system fails twice and the suppression pool water cannot be cooled, the reactor containment vessel may become overheated or Overpressure damage would eventually lead to a core meltdown. In probabilistic safety evaluation, this accident sequence in which the function of the residual heat removal system is lost after the K transient occurs, leading to a core meltdown accident, is generally referred to as a TW sequence. In addition, in the event of a so-called external power loss 'l'ransient, in which the external power supply is lost, if the emergency diesel generator fails twice, the electric drive system within the plant will become almost unusable, and this situation will continue. For example, if this continues for 10 hours, the water level within the reactor cannot be maintained, resulting in a core meltdown. General VC5tatio is a situation where all AC power sources in a plant become unusable.
It's called Blackout.

上記のT Q U Vシーケンス、TWフシ−ンス及び
5tation Blackoutの3つ事故は前述の
ATWSと並んでB W Rプラントの炉心溶融事故の
発生原因として最も可能性の高いものの1つであること
は最近の確率論的安全評価の一致した結論である。それ
では何故このような結果になってしまっているのかにつ
いて具体的に図に基づいて説明を行う。
The three accidents mentioned above, TQUV sequence, TW fuse, and 5tation blackout, are among the most likely causes of core meltdown accidents in BWR plants, along with the ATWS mentioned above. This is the consensus conclusion of recent probabilistic safety assessments. Now, I will explain in detail why this result is obtained based on the diagram.

第2図はB W I(/ 5プラントの場合の非常用炉
心冷却系と残留熱除去系の系統構成を示したものである
。BWR15のこれらの安全装置は大きく3つの区分に
分けて配置されている。まず、第1の区分には原子炉隔
離面冷却系21と高圧炉心スプレィ系23が設置されて
いる。原子炉隔離面冷却系21は自からのタービン22
によって駆動される。
Figure 2 shows the system configuration of the emergency core cooling system and residual heat removal system in the case of the BWI (/5 plant).These safety devices of BWR15 are arranged in three main categories. First, in the first section, a reactor isolation cooling system 21 and a high pressure core spray system 23 are installed.
driven by.

該タービン22は原子炉の炉蒸気を直接駆動源とするた
め、交流電源をいっさい必要としない。また、原子炉隔
離面冷却系21は正式には非常用炉心冷却系に含めず、
むしろ補助給水系と呼ぶべきものであるが、TQUVシ
ーケンスに対しては高圧炉心スプレィ系とほぼ同一の機
能を有しているのでここでは並べて示しである。原子炉
隔離面冷却系は炉蒸気を用いてタービン22により駆動
されるため原子炉圧力が高い領域で炉水補給能力を有す
が、原子炉圧力が1氏下してくるとその能力を喪失する
。一方、高圧炉心スプレィ系23は電動駆動のポンプに
よりサプレッション・プール水ヲ核燃料の」一方より散
布しつつ注水する能力を有しており、高圧から低圧まで
のすべての原子炉圧力の状態で注水能力を有している。
Since the turbine 22 uses the reactor steam of the nuclear reactor as its direct driving source, it does not require any AC power source. In addition, the reactor isolation surface cooling system 21 is not officially included in the emergency core cooling system.
Rather, it should be called an auxiliary water supply system, but since it has almost the same function as the high-pressure core spray system for the TQUV sequence, it is shown side by side here. The reactor isolation surface cooling system is driven by the turbine 22 using reactor steam, so it has the ability to replenish reactor water in areas where the reactor pressure is high, but loses that ability when the reactor pressure drops by 1°C. do. On the other hand, the high-pressure core spray system 23 has the ability to spray and inject the suppression pool water from one side of the nuclear fuel using an electrically driven pump, and has the ability to inject water at all reactor pressures from high pressure to low pressure. have.

該高圧炉心スプレィ系の作動には交流電源を必要とし、
その交流電源としては外部電源を用いるが、該外部電源
の信頼性の低さを考慮して専用の非常用ディーゼル発電
機(II 24を設けている。次に第2の区分には低圧
注水系(q25及び低圧注水系fBl 26が非常用炉
心冷却系として設置きれている。該低圧注水系(1−3
126は残留熱除去系と兼用であり熱交換器fBl 2
7を保有している。これらの低圧注水系はいずれも電動
駆動のポンプによりサプレッション・プール水を原子炉
圧力容器内に注入する機能を有するが、単に注入冠水さ
せるだけであって、特にスプレィ機能は有していない。
The high-pressure core spray system requires an AC power source to operate,
An external power source is used as the AC power source, but considering the low reliability of the external power source, a dedicated emergency diesel generator (II 24) is installed. Next, the second category includes a low-pressure water injection system. (q25 and low pressure water injection system fBl 26 have been installed as emergency core cooling systems. The low pressure water injection system (1-3
126 is also used as a residual heat removal system, and is a heat exchanger fBl 2
I own 7. All of these low-pressure water injection systems have the function of injecting suppression pool water into the reactor pressure vessel using an electrically driven pump, but they only perform flooding by simply injecting water, and do not have any particular spray function.

また、これらの低圧注水系は炉圧が約15気圧以下Vc
fで低下しないと注水機能を発揮することはできない。
In addition, these low-pressure water injection systems have a furnace pressure of about 15 atmospheres or less Vc.
Unless it decreases by f, the water injection function cannot be performed.

これらの低圧注水系の駆動には交流電源が必要であり、
そのために外部電源及び非常用ディーゼル発電機(ff
+ 28が用いられる。低圧注水系fBl 26は運転
員が中央操作室より弁の切替操作を行うことにより、ド
ライウェル及びサプレッション・プールの冷却モードに
切替えて残留熱除去系として使用する設計となっている
。次に第3の区分には低圧炉心スプレィ系31及び低圧
注入系fAl 29が設置さハている。低圧炉心スプレ
ィ系31は電動駆動のポンプによりサプレッション・プ
ール水を核燃料の上方より散布しつつ注水する能力を有
しているか、前記高圧炉心スプレィ系とは異なり、炉圧
が約20気圧以下に低下しないと注水機能を開始するこ
とができない。低圧注水系(A) 29の機能は前記低
圧注水系fBl 26の機能と全く同一であり、熱交換
器fAl 30を保有しており2手動切替操作により残
留熱除去系として使用する。これらの低圧炉心スプレィ
系31及び低圧注水系(Al 29の駆動には交流電源
が必要であり、そのために外部電源及び非常用ディーゼ
ル発電機([132を使用する。以上がBWR,15プ
ラントの非常用炉心冷却系と残留熱除去系の系統構成に
関する説明であるが、簡単のために図では主要な機器の
みを示し、配管や弁等については第1図に示したものと
同様なので省略している。(この方法は以下も同様とす
る。)このようなり W Ft/ 5の系統構成はB 
W R/ 4までの経験を生かして数々の設計改良を行
って完成したものである。その後BWR/6という型式
のものも作られてはいるが。
AC power is required to drive these low-pressure water injection systems.
For this purpose, an external power source and an emergency diesel generator (FF
+28 is used. The low-pressure water injection system fBl 26 is designed to be used as a residual heat removal system by switching to the dry well and suppression pool cooling mode by an operator operating a valve from the central control room. Next, a low pressure core spray system 31 and a low pressure injection system fAl 29 are installed in the third section. The low-pressure core spray system 31 has the ability to spray and inject suppression pool water from above the nuclear fuel using an electrically driven pump, or, unlike the above-mentioned high-pressure core spray system, the reactor pressure is reduced to about 20 atmospheres or less. Otherwise, the water injection function cannot be started. The function of the low-pressure water injection system (A) 29 is exactly the same as that of the low-pressure water injection system fBl 26, and it has a heat exchanger fAl 30 and is used as a residual heat removal system by two manual switching operations. An AC power source is required to drive these low-pressure core spray system 31 and low-pressure water injection system (Al 29), and for that purpose an external power source and an emergency diesel generator ([132] are used. This is an explanation of the system configuration of the core cooling system and residual heat removal system, but for the sake of simplicity, only the main equipment is shown in the figure, and piping and valves are omitted as they are the same as shown in Figure 1. (This method is the same below.) The system configuration of W Ft/5 is B
It was completed by making numerous design improvements based on the experience gained up to WR/4. Later, a model called BWR/6 was also made.

これは炉心部分の改良が主であり、安全装置の系統構成
はB W r(、/ 5のものを全く変更せずに用いて
いる。このことは、BWR15の系統構成は再循環系配
管の瞬時両面破断をその設計基準事故とする限り、BW
Rプラントにとってはもはや改良の余地のない完成され
たものとなっていることを示している。
This is mainly an improvement of the core part, and the system configuration of the safety device is the same as that of BW r (, / 5) without any changes. This means that the system configuration of BWR15 is based on the recirculation system piping. As long as instantaneous double-sided rupture is considered a design basis accident, BW
This shows that the R plant has become a complete product with no room for improvement.

しかし、蓋然性を重視する確率論的安全評価の観点から
は、 BWR15の系統構成はまだ十分に改良の余地が
ある。それは、確率論的安全評価の世界では冷却材喪失
事故のように極めて起こりにくい事故ではなくて、  
Transientのように毎年1回から10回も発生
する異常事象の方に自然に注意が向けられるような評価
手法が用いられているからである。例えば、原子力発電
所の安全設計の対象としては発生頻度が10−7回/炉
・年を下回るものは考慮しなくてよいとされているが(
米国及び日本等の規制方針として採用されている。)こ
れを用いて確率論的な簡単な検討を行うと次のようにな
る。大破断L OCAの発生する確立は10−4回/炉
・年、また、安全装置の1系統が故障する確率はl]0
’−2〜10−”回/ Demandとそれぞれ言われ
テイルから、大破断I、 o CAか発生してそれにさ
らに安全装置の単一故障が重畳する確率は](1−6〜
IO’唾便−年となり、ぎりぎり考慮する必要のある事
象ということになる。しかし、さらに安全装置が2重故
障を起こす確率は10−8〜1O−I0回/炉・年とな
り、考慮する必要は全くないと言える。従って、この意
味では現在性われている設計手法である大破断L OC
A十単−故障基鵡の組合せは妥当なものであると言える
。しかし、  Transientが発生した場合を考
えると、その後に安全装置の2重故障が重畳する確率は
10−″〜10−6回/炉・年どなり判断基準である1
0−7回/炉・年を」二回ってしまうので考慮する必要
があると言うことになる。また、 ’I’ransie
ntに安全装置の3重故障が重畳する確率も10−5〜
10−′回/炉・年となり、安全装置の信頼性が極端に
悪い場合には考慮しておく必要があるということになっ
てくる。このように安全装置の故障に対する耐力の問題
、即ち、信頼性設計を行う観点からは、確率論的安全評
価の結果の示唆するものは重大であると言える。孔体的
に前述のB W R,/ 5の系統構成についてこの問
題を検討して見ると次のようになる。
However, from the perspective of probabilistic safety evaluation that emphasizes probability, there is still plenty of room for improvement in the system configuration of BWR15. In the world of probabilistic safety evaluation, this is not an extremely unlikely accident like a loss of coolant accident;
This is because an evaluation method is used that naturally draws attention to abnormal events that occur once to 10 times a year, such as Transient. For example, in the safety design of nuclear power plants, it is said that it is not necessary to take into account those whose occurrence frequency is less than 10-7 times/reactor year (
It has been adopted as a regulatory policy in the United States, Japan, and other countries. ) Using this, a simple probabilistic study yields the following. The probability that a major rupture L OCA will occur is 10-4 times/reactor-year, and the probability that one system of safety equipment will fail is l]0
'-2~10-'' times/Demand, respectively, from the tail, the probability that a major rupture I, o CA will occur and a single failure of the safety device will be superimposed on it] (1-6~
IO'Saliva - year, and it is an event that needs to be considered at the last minute. However, the probability that the safety device will cause a double failure is 10-8 to 10-10 times/reactor-year, so it can be said that there is no need to take this into account. Therefore, in this sense, large rupture LOC, which is the currently used design method,
It can be said that the combination of A-1-failure basis is reasonable. However, considering the case where a transient occurs, the probability that a double failure of the safety device will occur after that is 10-'' to 10-6 times/reactor/year, which is the judgment standard 1.
0-7 times/furnace/year", so it is necessary to take this into account. Also, 'I'ransie
The probability that a triple failure of the safety device will overlap with nt is also 10-5~
10-' times/furnace/year, which must be taken into consideration if the reliability of the safety device is extremely poor. As described above, the implications of the results of the probabilistic safety evaluation can be said to be significant from the perspective of the reliability design of safety devices, that is, the ability to withstand failures of safety devices. If we consider this problem in terms of the system configuration of BWR,/5 mentioned above, we will see the following.

まず、給水喪失’r’ransientが発生したとす
ると原子炉水位が低下し、スクラムが行われ、さ゛  
 ′らに水位が低下1−ると原子炉隔離時冷却系21及
び高圧炉心スプレィ系23が自動起動して炉水位を維持
する設計となっている。しかし、前述いようにこれら2
つの注水系が2重故障を起こすことを考えた場合の確率
は判断基準である10−’」炉・年を超えている。従っ
て、設計の考慮の対象としてこのような事象を想定する
必要がある。このような事象を想定した場合には、原子
炉が高圧状態にあるため他の低圧の非常用炉心冷却系は
いずれも使用することかでとない。従って、運転員が手
動で前記の逃がし安全弁を起動して原子炉を減圧するこ
とに成功しないと炉心溶融事故に至ってしまうが、この
ような緊急時に運転員がこの種の手動操作に成功する確
率は必ずしも高くはない。何故なら、ただでさえ原子炉
の水位が低下している時に、逃がし安全弁を手動起動す
ることは、さらに炉水の減少を促進することになり、一
種の冷却材喪失事故をわざわざ起こしているようなもの
であり、運転員にとっては精神的な抵抗感が大きすぎる
からである。このようにして給水喪失Transien
t後に高圧の注水系が2重故障することが引き金となっ
て炉心溶融事故に至る事故は前述のTQUVシ一ケンス
そのものである。次に主蒸気隔離弁閉鎖(MSTV閉)
 Transientが発生した場合を考えると原子炉
圧力が急」二昇し、スクラムするとともに逃がし安全弁
が自動的に作動して炉蒸気がサプレッション・プールに
移行することによりサプレッション・プール水の温度が
徐々に上昇する。運転員はサプレッション・プール水温
が制限値に達する前に手動により低圧注水系(Bl 2
6及び低圧注水系(Al 29を残留熱除去系のサプレ
ッション・プール冷却モードに切り替えて原子炉格納容
器が過温もしくは過圧破損することを防止できる設計と
なっている。しかし、前述のようにこれら2つの残留熱
除去系が2重故障を起こす場合の確率は判断基準である
10−7回/炉・年を超えている。従って。
First, if a loss of water supply 'r'ransient occurs, the reactor water level will drop, a scram will occur, and
Furthermore, when the water level drops 1-, the reactor isolation cooling system 21 and the high-pressure core spray system 23 are designed to automatically start up to maintain the reactor water level. However, as mentioned above, these two
The probability of a double failure occurring in one water injection system exceeds the criterion of 10-' reactor years. Therefore, it is necessary to assume such an event as a subject of design consideration. If such an event were to occur, all other low-pressure emergency core cooling systems would have to be used because the reactor would be under high pressure. Therefore, if the operators do not succeed in depressurizing the reactor by manually activating the relief safety valve, a core meltdown will occur, but the probability that operators will succeed in this type of manual operation in such an emergency is is not necessarily high. This is because manually activating the safety relief valve when the water level in the reactor is already low will only accelerate the decrease in reactor water, causing a kind of coolant loss accident. This is because there is too much mental resistance for the operators. In this way water supply loss Transien
The accident that was triggered by the double failure of the high-pressure water injection system after 30 minutes and led to a core meltdown is exactly the same as the TQUV sequence described above. Next, the main steam isolation valve closes (MSTV closes)
In the case of a transient, the reactor pressure rises suddenly, causing a scram, and the safety relief valve is automatically activated to transfer reactor steam to the suppression pool, causing the temperature of the suppression pool water to gradually decrease. Rise. Operators must manually turn on the low pressure water injection system (Bl 2) before the suppression pool water temperature reaches the limit value.
6 and the low-pressure water injection system (Al 29) are designed to switch to the suppression pool cooling mode of the residual heat removal system to prevent overtemperature or overpressure damage to the reactor containment vessel.However, as mentioned above, The probability of double failure in these two residual heat removal systems exceeds the criterion of 10-7 times/furnace-year.

設計の考慮の対象としてこのような事象を想定する必要
がある。このような事象を想定した場合には、残留熱除
去系は2系統しかないため、原子炉圧力容器が過温もし
くは過圧破損に至り、非常用炉心冷却系のポンプは必要
吸込水頭(必要NFSI−1)が得られなくなり、停止
1−シてしまうのでやはり炉心溶融事故に至ってしまう
。このようにしてMSTV閉Transient等が発
生した後に残留熱除去系が2重故障することによって炉
心溶融事故に至る事故ハ前述のTWクシ−ンスそのもの
である。次に外部電源喪失Transientが発生し
た後に非常用ディーゼル発電機が3重故障した場合を考
えて見ると。
It is necessary to assume such events as a subject of design consideration. Assuming such an event, there are only two residual heat removal systems, so the reactor pressure vessel will overheat or overpressure, and the emergency core cooling system pumps will need to meet the required suction head (necessary NFSI). -1) is no longer obtained and the reactor is shut down, resulting in a core meltdown accident. The accident that leads to a core melting accident due to a double failure of the residual heat removal system after an MSTV closed transient etc. has occurred in this way is exactly the same as the above-mentioned TW sequence. Next, let's consider a case where the emergency diesel generator triple-fails after an external power loss transient occurs.

この事象も発生確率が前述の10−7回/炉・年を超え
てしまう場合がある。日本の場合にはこれら電源の信頼
性が諸外国のものよりはるかに高いため。
The probability of this event occurring may exceed the aforementioned 10-7 times/reactor-year. In Japan, the reliability of these power sources is much higher than in other countries.

このような5tation Blackout事象を想
定する必要は本来は無いと言える。一方、米国などでは
電源の信頼性が劣るため、  5tation Bla
ckoutの想定は本来必要と官女−る。5tatio
n Blackoutが発生すると作動可能な系統は原
子炉隔離時冷却系だけとなってしまい、その運転は約8
時間を超えては続けられない。これは原子炉隔離時冷却
系の運転制御には直流電源(バッテリー)が必要であり
、その容量として約8時間分しかないからである。従っ
て、  51ation Blackoutがその後も
継続すルト炉心溶融事故に至ってしまう。以上述べたよ
うに現状のB W R,/ 5の系統構成は冷却材喪失
事故に対しては十分な信頼性設計がなされているが、も
つとはるかに発生頻度の高いI’ransient K
対しては安全装置が2重故障する可能性を否定できず、
炉心溶融事故の原因となる虞がある。このことは確率論
的安全評価の結果からも明らかである。第3図はBWR
15プラントに対する確率論的安全評価の結果を示した
ものである。円の大きさはプラント全体の炉心溶融確率
の大きさを示している。この内TCシーケンスによる寄
与33が約1/3の炉心溶融確率を占めている。TCシ
ーケンスは前述のA TWSに対する確率論的安全評価
での別名である。このTCシーケンスによる寄与33は
前述の米国NRCが決定した設計強化策を採用すること
等により1/10以下に低減することが可能である。次
に残留熱除去系の2重故障により炉心溶融事故に至る1
゛Wシーケンスの寄与34も全体の約1/3の炉心溶融
確率を占めている。また、TQUVシーケンスと5ta
tion 1(lacko++tの寄与の合計35も全
体の約1/3の炉心溶融確率を占めている。冷却材喪失
事故による寄与36は全体の約1/30の炉心溶融確率
しか占めておらず、しかもその大部分は小口径配管破断
等による小I、OCAの寄与であって、現在設計基準事
故として考えられているような大L OCAの寄与は小
さすぎて図には示せない程度のものである。このように
現状のB W f’(/ 5の安全装置の系統構成はそ
の設計基準事故である大L OCAに対しては十分な信
頼性を有したものと言えるが、一方でもつと発生頻度の
大きなTransientに対しては安全装置の信頼性
が大L OCAに対する場合と比べてかなり劣っており
、  Transientを引き金として炉心溶融事故
に至ってしまう可能性の方かはるかに大きいと言える。
It can be said that there is no need to assume such a 5tation blackout event. On the other hand, in countries such as the United States, where the reliability of power supplies is poor, 5tation Bla
The assumption of ckout is originally necessary for a court lady. 5tatio
n When a blackout occurs, the only system that can operate is the reactor isolation cooling system, and its operation lasts approximately 8 days.
It cannot continue beyond time. This is because a DC power source (battery) is required to control the operation of the reactor isolation cooling system, and its capacity is only about 8 hours. Therefore, the Ruto reactor core meltdown accident continued even after the 51st ation blackout occurred. As mentioned above, the current BWR,/5 system configuration is designed to be sufficiently reliable against loss of coolant accidents, but I'ransient K, which occurs much more frequently,
However, we cannot deny the possibility of a double failure of the safety device,
There is a risk of causing a core meltdown accident. This is also clear from the results of probabilistic safety evaluation. Figure 3 shows BWR
This figure shows the results of probabilistic safety evaluation for 15 plants. The size of the circle indicates the probability of core meltdown for the entire plant. Among these, contribution 33 due to the TC sequence accounts for about 1/3 of the core melting probability. TC sequence is another name in the probabilistic safety assessment for ATWS mentioned above. The contribution 33 due to this TC sequence can be reduced to 1/10 or less by adopting the design enhancement measures determined by the US NRC mentioned above. Next, a double failure of the residual heat removal system led to a core meltdown accident1.
The contribution 34 of the W sequence also accounts for about 1/3 of the total core melting probability. Also, TQUV sequence and 5ta
The total contribution of tion 1 (lacko++t, 35, accounts for about 1/3 of the total probability of core melting. The contribution of 36 due to loss of coolant accident accounts for only about 1/30 of the total probability of core melting, and Most of this is the contribution of small I and OCAs caused by small-diameter pipe ruptures, etc., and the contribution of large L OCAs, which are currently considered as design basis accidents, is too small to be shown in the diagram. In this way, it can be said that the current system configuration of the safety equipment of BW f'(/5) has sufficient reliability against major LOCA, which is the design basis accident. For large transients, the reliability of safety devices is considerably lower than for large LOCAs, and it can be said that the possibility of a core meltdown triggered by a transient is much greater.

〔発明の目的〕[Purpose of the invention]

そこで本発明は上述した事情VC@みなされたものであ
り、冷却材喪失事故だけではf′、g (、Trans
 −1entに対しても十分な信頼性上の対応力を持ち
Therefore, the present invention considers the above-mentioned situation VC@, and if only the coolant loss accident causes f', g (, Trans
-Has sufficient reliability and ability to respond to 1ent.

炉心溶融事故の発生確率を十分に小さくできる原子炉の
安全装置を提供することを目的とするものである。
The purpose of this invention is to provide a safety device for a nuclear reactor that can sufficiently reduce the probability of a core meltdown occurring.

〔発明の実施例〕[Embodiments of the invention]

以下図面に基づいて本発明の一実施例を説明する。本発
明は第4図に示すように安全装置の系統構成を大きく3
つの区分に分けている。まず、第1の区分には原子炉隔
離時冷却系4ヰと低圧注入系(CI 43が設置されて
いる。原子炉隔離時冷却系41は自からのタービン42
によって駆動される。
An embodiment of the present invention will be described below based on the drawings. The present invention has three major system configurations of the safety device as shown in Fig. 4.
It is divided into two categories. First, in the first section, a reactor isolation cooling system 4 and a low pressure injection system (CI 43) are installed.
driven by.

該タービン42は原子炉の炉蒸気を直接駆動源とするた
め、交流電源をいっさい必要としない。
Since the turbine 42 uses the reactor steam of the nuclear reactor as its direct driving source, it does not require any alternating current power source.

尚、原子炉隔離時冷却系41は正式には非常用炉心冷却
系には含めない場合もあるので、第2.第3の区分に設
置したり、あるいは全く別の区分に設置してもよい。こ
れは原子炉隔離時冷却系がその駆動に非常用ディーゼル
発電機を必要としないために生じるflexibili
tyである。一方、前記低圧注水系fc) 43は残留
熱除去系と兼用であり、熱交換器(q44を保有してい
る。該低圧注水系(043は電動駆動のポンプによりサ
プレッション・プール水を原子炉内に注入する機能を有
するとともに運転員が遠隔手動で弁の切替操作を行うこ
とによリッドライウェル及びサプレッション・プールの
冷却モードに切替えて残留熱除去系としても使用する。
Note that the reactor isolation cooling system 41 may not be officially included in the emergency core cooling system, so it is not included in the second section. It may be placed in a third section or in a completely different section. This occurs because the reactor isolation cooling system does not require an emergency diesel generator to drive it.
It is ty. On the other hand, the low pressure water injection system (fc) 43 is also used as a residual heat removal system and has a heat exchanger (q44). It also has the function of injecting heat into the lid drywell and suppression pool by remotely and manually switching the valves so that the operator can use it as a residual heat removal system.

該残留熱除去系の除熱能力は冷却材喪失事故の際に現行
の解析手法に基づいて必要とされる容量の50%とする
。低圧注水系(q43の駆動には交流電源が必要であり
、そのために外部電源及び非常用ディーゼル発電機(1
145を使用する。次に第2の区分には高圧炉心スプレ
ィ系(B+ 46と低圧注入系(Bl 47を非常用炉
心冷却系として設置する。高圧炉心スプレィ系(B14
6は電動駆動のポンプによりサプレッション・プール水
を核燃料の上方より散布しつつ注水する能力を有してお
り、高圧から低圧までのすべての原子炉圧力の状態で注
水能力を有している。一方、前記低圧注水系1314.
7の性能及び機能は前記低圧注水系fc143のそれと
全く同一であり、残留熱除去系としても使用するため、
熱交換器(B148を保有している。これらの高圧炉心
スプレィ系fBl 46及び低圧注入系(B) 47の
駆動には交流電源が必要であり、そのために外部電源及
び非常用ディーゼル発電機fill 49を使用する。
The heat removal capacity of the residual heat removal system is assumed to be 50% of the capacity required based on current analytical methods in the event of a loss of coolant accident. An AC power source is required to drive the low-pressure water injection system (Q43, so an external power source and an emergency diesel generator (1
145 is used. Next, in the second section, a high pressure core spray system (B+ 46) and a low pressure injection system (Bl 47) will be installed as emergency core cooling systems.A high pressure core spray system (B14) will be installed as an emergency core cooling system.
6 has the ability to spray and inject suppression pool water from above the nuclear fuel using an electrically driven pump, and has the ability to inject water at all reactor pressures from high pressure to low pressure. On the other hand, the low pressure water injection system 1314.
The performance and function of 7 is exactly the same as that of the low pressure water injection system FC143, and it is also used as a residual heat removal system.
It has a heat exchanger (B148). AC power is required to drive these high-pressure core spray system fBl 46 and low-pressure injection system (B) 47, and for this purpose an external power supply and an emergency diesel generator fill 49 are required. use.

次に第3の区分には高圧炉心スプレィ系(Al 50 
Next, the third section includes a high pressure core spray system (Al 50
.

低圧注水系TAI 51 、熱交換器fA152.及び
非常用ディーゼル発電機fllll 53を設置するが
、これらの性能及び機能は第2の区分に設置した高圧炉
心スプレィ系fB146.低圧注水系(Bl 4.7.
熱交換器(Bし8.及び非常用ディーゼル発電機flu
) 49のそれとそれぞれ全く同一である。尚、上記の
説明で区分1,2゜3あるいはA、B、C及びr、  
IT、  I等の記号を用いているが、これは同種の系
統を区別するために便宜土用いたものであって、その順
番には本質的な意味はなく1区分]、2.3を新たに区
分2゜3.1と呼び直す等して良いことは勿論である。
Low pressure water injection system TAI 51, heat exchanger fA152. and an emergency diesel generator fllll 53, but their performance and functionality is dependent on the high pressure core spray system fB146. Low pressure water injection system (Bl 4.7.
Heat exchanger (B8) and emergency diesel generator flu
) Each is exactly the same as that of 49. In addition, in the above explanation, categories 1, 2゜3 or A, B, C and r,
Symbols such as IT, I, etc. are used, but these are used for convenience to distinguish strains of the same species, and the order has no essential meaning, and 2.3 has been updated. Of course, it is okay to rename it as Category 2°3.1.

また、簡単のために図では主要な機器のみを示し。Also, for simplicity, only the main equipment is shown in the diagram.

配管や弁等については第1図に示したものと同様なので
省略していることは前述のとおりである。
The piping, valves, etc. are the same as those shown in FIG. 1, so they are omitted as described above.

さらに、熱交換器(Al 52.熱交換器(B+14 
s 、及び熱交換器(C)44にはそれぞれ冷却水を循
環通水するための2次系が含まれているが、これも簡単
のため図示はしていないが本発明による原子炉の安全装
置の必須機器としてその一部を成すものであることは勿
論である。
Furthermore, heat exchanger (Al 52. Heat exchanger (B+14
s and the heat exchanger (C) 44 each include a secondary system for circulating cooling water, but this is also not shown for simplicity, but it is a safety feature of the nuclear reactor according to the present invention. It goes without saying that it is an essential part of the device.

次に本実施例の作用について説明する。Next, the operation of this embodiment will be explained.

まず、給水喪失Transientが発生したとすると
原子炉水位が低下し、スクラムが行われ、さらに水位が
低下すると原子炉隔離時冷却系41.高圧炉心スプレィ
系(Al 50 、及び高圧炉心スプレィ系(Bl 4
6がそれぞれの起動水位に応じて自動起動する。これら
3つの注水系の内、2つまでが故障する確率は前述のよ
うに判断基準であるI O’騎−年を超えてしまうので
設計の対象として考慮する必要がある。このような事象
を想定した場合には。
First, if a supply water loss transient occurs, the reactor water level drops, a scram is performed, and when the water level drops further, the reactor isolation cooling system 41. High pressure core spray system (Al50) and high pressure core spray system (Bl4
6 automatically start according to the respective start-up water levels. As mentioned above, the probability that up to two of these three water injection systems will fail exceeds the judgment standard IO', so it is necessary to consider this as a design target. If such an event is assumed.

原子炉が高圧状態にあるため他の低圧の非常用炉心冷却
系はいずれもただちには使用でとないが。
However, due to the high pressure of the reactor, none of the other low pressure emergency core cooling systems could be used immediately.

本実施例においては高圧の注水系が3系統あるため、そ
の内の2系統が故障しても残る高圧系1系統により原子
炉の水位を維持することができ、炉心溶融事故に至るこ
とを回避することができる。
In this example, there are three high-pressure water injection systems, so even if two of them fail, the water level in the reactor can be maintained by the remaining high-pressure system, thereby avoiding a core meltdown accident. can do.

また、高圧の注水系でそのまま原子炉の水位を維持でき
るので、運転員は手動で逃がし安全弁を作動させて原子
炉を減圧して低圧の非常用炉心冷却系を機能せしめる必
要がない。次に主蒸気隔離弁閉鎖(MSTV閉) Tr
ansientが発生した場合を考えると原子炉圧力が
急上昇し、スクラムするとともに逃がし安全弁が自動的
に作動して炉蒸気がサプレッション・プールに移行する
ことによりサプレッション・プール水の温度が徐々に上
昇する。
Additionally, because the high-pressure water injection system can maintain the water level in the reactor, there is no need for operators to manually activate the safety relief valve to depressurize the reactor and activate the low-pressure emergency core cooling system. Next, close the main steam isolation valve (MSTV close) Tr
In the case where an ancient nuclear reactor occurs, the reactor pressure rises rapidly, a scram occurs, and the relief safety valve automatically operates to transfer reactor steam to the suppression pool, causing the temperature of the suppression pool water to gradually rise.

運転員はサプレッション・プール水温が制御(U 値に
達する前に遠隔手動により低圧注水系fAl 51 、
  低圧注水系(B147.及び低圧注水系(043を
残留熱除去系のサプレッション・プール冷却モードに切
り替えて原子炉格納容器が過温もしくは過圧破損を防止
しようとする。これら3つの残留熱除去系の内、2つま
でが故障する確率は前述のように判断基準である10−
7回/炉・年を超えてしまうので設計の対象として考慮
する必要がある。このような事象を想定した場合であっ
ても9本実施例においては残留熱除去系が3系統あるた
め、その内の2系統が故障しても残る1系統によってサ
プレッション・プール水を冷却することができ、炉心溶
融事故に至ることを回避することができる。該残留熱除
去系の1系統の容器は冷却材喪失事故の際に現行の解析
手法に基づいて必要とされる容量の50%しかないが、
確率論的安全評価の解析では30%〜50%容量でも十
分であることが確認されている。これは確率論的安全評
価では原子炉格納容器の健全性の判断基準についてより
現実的な仮定をおいているためである。逆に言えば現行
の冷却材喪失事故の安全解析の際に用いられる原子炉格
納容器の健全性の判断基準は極めて非現実的で厳しすぎ
るものではあるが、冷却材喪失事故の際には前述のよう
に残留熱除去系の単一故障までを考えればよいので2本
実施例においては3つの残留熱除去系の内2系統までが
使用可能となり、2×50%で100%の除熱能力を持
つことになり、冷却材喪失事故時の現行の安全解析に対
しても十分に対応が可能である。
The operator controls the suppression pool water temperature (low-pressure water injection system fAl 51 by remote manual control before reaching the U value).
The low pressure water injection system (B147.) and the low pressure water injection system (043) are switched to the suppression pool cooling mode of the residual heat removal system to prevent the reactor containment vessel from overheating or overpressure damage.These three residual heat removal systems As mentioned above, the probability that up to two of them will fail is the criterion 10-
Since it exceeds 7 times/reactor/year, it needs to be taken into consideration in the design. Even if such an event is assumed, there are three residual heat removal systems in this embodiment, so even if two of them fail, the remaining one system will cool the suppression pool water. It is possible to avoid a core meltdown accident. Although the vessel in one system of the residual heat removal system has only 50% of the capacity required based on current analysis methods in the event of a loss of coolant accident,
Analysis of probabilistic safety evaluation has confirmed that 30% to 50% capacity is sufficient. This is because the probabilistic safety assessment makes more realistic assumptions about the criteria for determining the integrity of the reactor containment vessel. Conversely, the criteria for determining the integrity of the reactor containment vessel currently used in the safety analysis of loss of coolant accidents are extremely unrealistic and too strict; Since it is only necessary to consider up to a single failure of the residual heat removal system as shown in 2, in this embodiment, up to two of the three residual heat removal systems can be used, and 100% heat removal capacity is achieved with 2 x 50%. This makes it possible to fully respond to the current safety analysis in the event of a loss of coolant accident.

上記のような作用を有する本発明の原子炉の安全装置に
より以下の効果が得られる。高圧の注水系として原子炉
隔離時冷却系及び2系統の高圧炉心スプレィ系があり1
合計で3系統あるたメ、給水喪失肯ansient後に
高圧の注水系の2重故障を考えても、運転員による逃が
し弁の手動起動を必要とせず、TQUVシーケンスによ
って炉心溶融事故に至る確率を著しく低減することがで
きる。また。
The nuclear reactor safety device of the present invention, which has the above-described effects, provides the following effects. There are two high-pressure water injection systems: a reactor isolation cooling system and two high-pressure core spray systems.
Since there are three systems in total, even if we consider a double failure of the high-pressure water injection system after a loss of water supply is confirmed, there is no need for operators to manually start the relief valve, and the TQUV sequence significantly reduces the probability of a core meltdown accident. can be reduced. Also.

主蒸気隔離弁閉鎖のように主復水器の除熱機能が喪失す
る’l”ransientが発生した際に残留熱除去系
の2重故障が重畳する事象を考えても残留熱除去系が合
計で3系統あるためTWフシ−ンスによって炉心溶融事
故に至る確率を低減することができる。これらの事柄が
もたらす効果を定量的に確率論的安全評価の結果をもっ
て示すと第5図のとおりとなる。第5図において、まず
、TWシーケン与55が約半分にしか低減しないのは、
残留熱除去系には前述のように2次系が必要であり、こ
の2次系の故障の寄与を大きめに評価しているためで、
実際にはもつと大きな効果があると考えてよい。また、
TQUVシーケンスによる寄与は約1/10以下に低減
してしまうので、TQ[、JVシーケンス及び5tat
ion Blackoutによる寄与の合計56はBW
 R15の場合と比べて約半分に低減する。5tat 
ion Blackoutによる寄与は非常用ディーゼ
ル発電機の数が該実施例ではB W R/ 5と同じ3
基なので、BWR15に比べて低減することはない。さ
ら眞第5図ではTCシーケンスによる寄与54は米国N
R,Cの設計強化策等を採用した場合の結果を示してい
るので、現状BWR,15の場合と比べて太き(低減し
ている。
Even if we consider the double failure of the residual heat removal system when a 'l'ransient occurs in which the heat removal function of the main condenser is lost, such as when the main steam isolation valve is closed, the residual heat removal system is Since there are three systems, the TW fuse can reduce the probability of a core meltdown accident.The effects of these factors can be quantitatively shown using the results of a probabilistic safety assessment as shown in Figure 5. .In Fig. 5, first, the reason why the TW sequence input 55 is only reduced by about half is because
This is because the residual heat removal system requires a secondary system as mentioned above, and the contribution of failure of this secondary system is evaluated to be large.
In reality, it can be considered to have a large effect. Also,
Since the contribution of TQUV sequence is reduced to about 1/10 or less, TQ[, JV sequence and 5tat
The total contribution by ion Blackout is 56 BW
This is reduced to about half compared to R15. 5tat
The contribution from ion Blackout is 3 when the number of emergency diesel generators is the same as B W R/5 in this example.
Since it is a base, there is no reduction in BWR compared to BWR15. Sarashin In Figure 5, the contribution 54 due to the TC sequence is USN
The result is shown when measures to strengthen the design of R and C are adopted, so the BWR is thicker (reduced) compared to the case of the current BWR, 15.

これらの効果を総合すると現状BWR15と比べて炉心
溶融確率は全体で約1/3にまで低減される効果が得ら
れる。また9本実施例においては、2系統ある高圧炉心
スプレィ系と3系統ある低圧注水系がそれぞれ全く同一
の設計となっているため。
When these effects are combined, the overall probability of core meltdown can be reduced to about 1/3 compared to the current BWR15. Furthermore, in this embodiment, the two high-pressure core spray systems and the three low-pressure water injection systems have exactly the same design.

部品の調達や保守点検あるいは修理等において極めて有
利であり、現状のBWI(15のように全部で5種類の
系統を管理する場合のような煩雑さが解消される効果も
得られる。これにより部品のつけ間違いや保守点検の際
の操作ミスも低減されて系統の信頼性そのものが向上す
る効果も期待できる。
This is extremely advantageous in parts procurement, maintenance inspections, repairs, etc., and it also has the effect of eliminating the complexity of managing a total of five types of systems, such as the current BWI (15). It is also expected that the reliability of the system will be improved by reducing the number of incorrect connections and operational errors during maintenance and inspection.

また1本実施例では残留熱除去系の除熱容量を3系統の
合計で3×50%=150%としており、従来のBWR
15が2系統の合計で2X]OO%=200%としてい
るのに比べて50%低減させている。
In addition, in this embodiment, the heat removal capacity of the residual heat removal system is set to 3 x 50% = 150% in total of the three systems, which is compared to the conventional BWR.
This is a 50% reduction compared to No. 15, where the total of the two systems is 2X]OO% = 200%.

このことはそのまま残留熱除去系の2次系をもすべて5
0%だけ容量を低減して設計していることを意味してお
り、このことによって大きなコスト・ダウンの効果が得
られる。これは非常用炉心冷却系及び残留熱除去系の全
体のコストの内、残留熱除去系の2次系の占める割合が
最も大きいことによっているものである。尚9本実施案
の変形として残留熱除去系の除熱容量を3X100%で
設計することも考えられる。この場合にはコスト・ダウ
ンの効果は得られないが、ヨーロッパの国々の規制要求
となっているN−2(単−故障及びメインテナンスによ
り安全装置の2系統が使用不能な状態にあることを想定
することを要求したもの。)に対しても対応のできる設
計となる効果が得られる。また1本実施例では高圧側を
スプレィ系、低圧側を注入系としているが1反対に高圧
側を注入系、低圧側をスプレィ系にするとか、高圧側も
低圧側もすべて注入系にす′る等しても上に述べた効果
は全く同様に得られるものである。
This also applies to all secondary systems in the residual heat removal system.
This means that the capacitance is designed to be reduced by 0%, which results in a large cost reduction effect. This is because the secondary system of the residual heat removal system accounts for the largest proportion of the total cost of the emergency core cooling system and the residual heat removal system. As a modification of this embodiment, it is also conceivable to design the heat removal capacity of the residual heat removal system to be 3X100%. In this case, the cost reduction effect cannot be obtained, but it is assumed that two systems of safety devices are in an unusable state due to N-2 (single failure and maintenance), which is a regulatory requirement in European countries. This has the effect of creating a design that can accommodate even the most demanding situations. Also, in this embodiment, the high pressure side is a spray system and the low pressure side is an injection system, but on the contrary, the high pressure side may be an injection system and the low pressure side a spray system, or both the high pressure side and the low pressure side may be injection systems. Even if the above-mentioned method is used, the above-mentioned effects can be obtained in exactly the same way.

次に本発明の他の実施例を図面に基づいて説明する。第
6図は本発明による原子炉の安全装置の他の実施例を示
す系統の構成図である。該実施例においては、新たに第
4の区分を設けて低圧注水系fl)l 6 ]と該低圧
注水系(D+ 61を残留熱除去系としても使うための
熱交換器(D+ 62と交流電源としての非常用ディー
ゼル発電機(■) 63を設置している。残りの第1.
第2.第3の区分は第4図に示した実施例と基本的に同
様である。但し、4系統ある残留熱除去系の除熱容量は
4×10%と4×50%の2とおりあるものとする。該
実施例てよれば、第7図に示すとおり、残留熱除去系が
さらVc4系統に増強されたためTWフシ−ンスによる
寄与72はBWR15の場合に比べて1/10以下に低
減する。また、非常用ディーゼル発電機が4基に増強さ
れているため、 5tation Blackoutの
寄与も低減し、TQUV シーケンスの寄与及び5ta
tion !31ack−outの寄与の合計71はB
WR15の場合と比べて著しく低減する。これにより炉
心溶融確率はBWR15の場合の1/10以下になる効
果が得られる。その他の効果は基本的に第4図に示した
実施例と同様であるが、残留熱除去系の2次系を4×3
3%=133%で設計した場合はさらに大きなコスト・
ダウンの効果が得られる。4×33%設計であっても現
行の単一故障基準のもとでは3×33%=100%の除
熱容量を持っており、現行の冷却材喪失事故の安全解析
に対応できる設計となっている。
Next, another embodiment of the present invention will be described based on the drawings. FIG. 6 is a system configuration diagram showing another embodiment of the nuclear reactor safety device according to the present invention. In this embodiment, a fourth division is newly provided, which includes a low-pressure water injection system fl)l 6 ] and a heat exchanger (D+ 62 and an AC power supply) for using the low-pressure water injection system (D+ 61 as a residual heat removal system). An emergency diesel generator (■) 63 is installed as an emergency diesel generator.
Second. The third section is basically similar to the embodiment shown in FIG. However, it is assumed that there are two types of heat removal capacity of the four residual heat removal systems: 4 x 10% and 4 x 50%. According to this embodiment, as shown in FIG. 7, since the residual heat removal system has been further strengthened to a Vc4 system, the contribution 72 due to the TW flux is reduced to 1/10 or less compared to the case of BWR15. In addition, since the number of emergency diesel generators has been increased to four, the contribution of 5tation blackout has also been reduced, and the contribution of TQUV sequence and 5tation blackout have been reduced.
tion! The total contribution of 31 ack-outs is 71.
This is significantly reduced compared to the case of WR15. This has the effect of reducing the probability of core meltdown to 1/10 or less of that in the case of BWR15. Other effects are basically the same as the embodiment shown in Figure 4, but the secondary system of the residual heat removal system is
If you design with 3% = 133%, the cost will be even higher.
You can get the effect of down. Even with a 4 x 33% design, it has a heat removal capacity of 3 x 33% = 100% under the current single failure standard, and the design is compatible with the current safety analysis of loss of coolant accidents. There is.

4×50%設計を採用した場合にはコスト・ダウンの効
果は得られないが、ヨーロッパの国々の規制要求になっ
ているN−2に対してより安いコストで対応できる効果
が得られる。尚9本実施例においてもスプレィ系と注入
系の選定は任意に行い得るものであり、そのもたらされ
る効果は何ら変わる所はない。
If the 4×50% design is adopted, the effect of cost reduction cannot be obtained, but the effect of being able to meet N-2, which is a regulatory requirement in European countries, at a lower cost can be obtained. In this embodiment as well, the spray system and the injection system can be selected arbitrarily, and the effect produced remains the same.

〔発明の効果〕〔Effect of the invention〕

斯して2本発明による原子炉の安全装置はBWR=プラ
ントの各種Transient K対する対応力を高め
In this way, the nuclear reactor safety device according to the present invention enhances the ability of the BWR plant to respond to various types of transient K.

炉心溶融11故の発生確率を著しく低減し、かつ。The probability of occurrence of core meltdown 11 is significantly reduced, and.

コストを低減することができ、BWRプラントをさらに
高度化することができる。
Costs can be reduced and BWR plants can be further advanced.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of drawings]

第1図は従来のBWRプラントにおける通常運転時と事
故時におけるプラントの全体的な動きの概略を示す説明
図、第2図は現行B W R/ 5の原子炉の安全装置
の系統の概略を示す構成図、第3図は現行B W I(
/ 5の炉心溶融確率の大きさを寄与別に示した説明図
、第4図は本発明による原子炉の安全装置の系統の概略
を示す構成図、第5図は未発明による原子炉の安全装置
を採用したBWRプラントの炉心溶融確率の大きさを寄
与別に示した説明図、第6図は本発明による他の実施例
の系統の概略を示す構成図、第7図は本発明による他の
実施例を採用したBWRプラントの炉心溶融確率の大ぎ
さを寄与別に示した説明図である。 1・・・・・・原子炉圧力容器、 2・・・・・・核燃
料。 3・・・・・・主蒸気管、     4・・・・・・主
タービン。 5・・・・・・主復水器、     6・・・・・・給
水ポンプ。 7・・・・・・給水管、     8・・・・・・再循
環系配管。 9・・・・・・再循環系ポンプ、  10・・・・・ド
ライウェル。 21・・・・・・原子炉隔離時冷却系、22・・・・・
・タービン。 23・・・・・・高圧炉心スプレィ系。 31・・・・・低圧炉心スプレィ系。 25、26.29・・・・・・低圧注入系。
Figure 1 is an explanatory diagram showing an overview of the overall movement of a conventional BWR plant during normal operation and in the event of an accident, and Figure 2 is an overview of the safety equipment system of the current BWR/5 reactor. The configuration diagram shown in Figure 3 is the current BWI (
/ 5 is an explanatory diagram showing the magnitude of the core melting probability by contribution, Figure 4 is a block diagram showing the outline of the system of the nuclear reactor safety device according to the present invention, and Figure 5 is the nuclear reactor safety device according to the invention. An explanatory diagram showing the magnitude of the probability of core melting of a BWR plant employing the BWR plant according to contribution, FIG. 6 is a block diagram showing an outline of the system of another embodiment according to the present invention, and FIG. 7 is a diagram showing another implementation according to the present invention. It is an explanatory diagram showing magnitude of core melting probability of a BWR plant which adopted an example by contribution. 1... Nuclear reactor pressure vessel, 2... Nuclear fuel. 3...Main steam pipe, 4...Main turbine. 5...Main condenser, 6...Water pump. 7... Water supply pipe, 8... Recirculation system piping. 9...Recirculation system pump, 10...Dry well. 21... Reactor isolation cooling system, 22...
・Turbine. 23...High pressure core spray system. 31...Low pressure core spray system. 25, 26.29...Low pressure injection system.

Claims (2)

【特許請求の範囲】[Claims] (1)第1の区分は低圧非常用炉心冷却系としても使用
可能な残留熱除去系(2次系を含む)とこれを駆動する
ための非常用ディーゼル発電機を設置し、第2、第3の
区分にはそれぞれ高圧非常用炉心冷却系と、低圧非常用
炉心冷却系としても使用可能な残留熱除去系(2次系を
含む)とこれらを駆動するための非常用ディーゼル発電
機を設置し、さらに任意の区分に原子炉隔離時冷却系を
1基設置したことを特徴とする原子炉の安全装置。
(1) The first section is equipped with a residual heat removal system (including a secondary system) that can also be used as a low-pressure emergency core cooling system and an emergency diesel generator to drive it. Each of the 3 sections will be equipped with a high-pressure emergency core cooling system, a residual heat removal system (including a secondary system) that can also be used as a low-pressure emergency core cooling system, and an emergency diesel generator to drive them. A safety device for a nuclear reactor, further comprising one reactor isolation cooling system installed in any division.
(2)第4の区分を追加してこの区分に低圧非常用炉心
冷却系としても使用可能な残留熱除去系(2次系を含む
)とこれを駆動するための非常用ディーゼル発電機を追
加設置したことを特徴とする特許請求の範囲第1項に記
載の原子炉の安全装置。
(2) Added a fourth section and added a residual heat removal system (including a secondary system) that can also be used as a low-pressure emergency core cooling system and an emergency diesel generator to drive it. A safety device for a nuclear reactor according to claim 1, which is installed.
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