JPH05307094A - 沸騰水型原子炉の原子炉冷却系 - Google Patents
沸騰水型原子炉の原子炉冷却系Info
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- JPH05307094A JPH05307094A JP4111698A JP11169892A JPH05307094A JP H05307094 A JPH05307094 A JP H05307094A JP 4111698 A JP4111698 A JP 4111698A JP 11169892 A JP11169892 A JP 11169892A JP H05307094 A JPH05307094 A JP H05307094A
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- Japan
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- reactor
- core
- water
- pressure vessel
- cooling system
- Prior art date
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- Pending
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-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】原子炉冷却系において、通常運転時の動的炉心
注水系の保守が可能で動的炉心注水系の多重故障の発生
にも対処可能な信頼性の高い構成を提供する。 【構成】沸騰水型原子炉における原子炉冷却系を、炉心
１の冠水維持に必要な容量に対し１００％の容量を持つ
１系統の静的炉心注水系５０と、炉心１の冠水維持に必
要な容量に対しそれぞれ５０％の容量を持つ２系統の動
的炉心注水系６０ａ, ６０ｂとで構成する。原子炉圧力
容器２の水位が低下すると動的炉心注水系６０ａ及び６
０ｂが動作を開始し、原子炉圧力容器２内に圧力抑制プ
ール水７の水を注入する。その後原子炉圧力容器２内の
圧力が低下すると静的炉心注水系５０が動作し重力によ
り重力落下型の静的冷却系プール３の水が原子炉圧力容
器２に注入される。
注水系の保守が可能で動的炉心注水系の多重故障の発生
にも対処可能な信頼性の高い構成を提供する。 【構成】沸騰水型原子炉における原子炉冷却系を、炉心
１の冠水維持に必要な容量に対し１００％の容量を持つ
１系統の静的炉心注水系５０と、炉心１の冠水維持に必
要な容量に対しそれぞれ５０％の容量を持つ２系統の動
的炉心注水系６０ａ, ６０ｂとで構成する。原子炉圧力
容器２の水位が低下すると動的炉心注水系６０ａ及び６
０ｂが動作を開始し、原子炉圧力容器２内に圧力抑制プ
ール水７の水を注入する。その後原子炉圧力容器２内の
圧力が低下すると静的炉心注水系５０が動作し重力によ
り重力落下型の静的冷却系プール３の水が原子炉圧力容
器２に注入される。
Description
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は原子力プラントの原子炉
冷却系に係り、特に事故時の炉心の残留熱除去及び炉心
冷却を実施するのに好適な沸騰水型原子炉の原子炉冷却
系に関する。
冷却系に係り、特に事故時の炉心の残留熱除去及び炉心
冷却を実施するのに好適な沸騰水型原子炉の原子炉冷却
系に関する。
【０００２】
【従来の技術】沸騰水型原子炉の原子炉冷却系として公
知のものに柏崎刈刃６・７号機の設置許可申請書添付八
章の工学的安全設備に記載のものがある。これは、改良
型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）の非常用炉心冷却系（Ｅ
ＣＣＳ）であり、この構成を図３に示す。
知のものに柏崎刈刃６・７号機の設置許可申請書添付八
章の工学的安全設備に記載のものがある。これは、改良
型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）の非常用炉心冷却系（Ｅ
ＣＣＳ）であり、この構成を図３に示す。
【０００３】図３において、ＥＣＣＳは、区分I 、区分
II、区分III のそれぞれ独立した３つの区分から構成さ
れる。各区分には常用電源として所内電源が用いられる
が、所内電源が使用不能の場合に備えて非常用ディーゼ
ル発電機（Ｄ／Ｇ）３１ａ〜ｃが備えられている。また
各区分は、それぞれ独立した１系統の高圧注水系（ＨＰ
ＣＦ）と１系統の低圧注水系（ＬＰＦＬ）３４ａ〜ｃと
で構成され、区分I の高圧注水系３３は原子炉隔離時冷
却系（ＲＣＩＣ）を兼ねている。これら区分の各系統は
圧力容器２内の炉心冠水の維持に必要な容量に対して５
０％以上の容量を備えている。したがって、１つの区分
全体の機能が失われる単一故障の場合にも、残りの２つ
の区分で炉心冠水の維持に必要な容量に対し１００％以
上の容量を有し、安全性が確保されている。
II、区分III のそれぞれ独立した３つの区分から構成さ
れる。各区分には常用電源として所内電源が用いられる
が、所内電源が使用不能の場合に備えて非常用ディーゼ
ル発電機（Ｄ／Ｇ）３１ａ〜ｃが備えられている。また
各区分は、それぞれ独立した１系統の高圧注水系（ＨＰ
ＣＦ）と１系統の低圧注水系（ＬＰＦＬ）３４ａ〜ｃと
で構成され、区分I の高圧注水系３３は原子炉隔離時冷
却系（ＲＣＩＣ）を兼ねている。これら区分の各系統は
圧力容器２内の炉心冠水の維持に必要な容量に対して５
０％以上の容量を備えている。したがって、１つの区分
全体の機能が失われる単一故障の場合にも、残りの２つ
の区分で炉心冠水の維持に必要な容量に対し１００％以
上の容量を有し、安全性が確保されている。
【０００４】ＨＰＣＦ３２ｂ〜ｃ及びＲＣＩＣ３３は、
通常水位より低い位置に設定された水位で起動し、原子
炉圧力の高い状態でも圧力容器２に注水し水位低下を抑
制する。ＬＰＦＬ３４は、ＨＰＣＦ３２ｂ〜ｃ及びＲＣ
ＩＣ３３の起動水位より低い水位で起動し、原子炉圧力
が低くなると圧力容器２に注水し、事故後長期間の炉心
冠水を維持する。
通常水位より低い位置に設定された水位で起動し、原子
炉圧力の高い状態でも圧力容器２に注水し水位低下を抑
制する。ＬＰＦＬ３４は、ＨＰＣＦ３２ｂ〜ｃ及びＲＣ
ＩＣ３３の起動水位より低い水位で起動し、原子炉圧力
が低くなると圧力容器２に注水し、事故後長期間の炉心
冠水を維持する。
【０００５】ここで、炉心冷却にとって、最も厳しい事
故であるＨＰＣＦ３２の破断、例えば区分IIのＨＰＣＦ
３２ｂの破断を想定すると、当該ＨＰＣＦ３２ｂの機能
は停止する。これに加え単一故障の発生、例えば区分II
I の非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）３１ｃが故障し
た場合を想定すると、区分III のＥＣＣＳ全体の機能が
同時に停止するという極めて厳しい事故となる。しかし
この場合でも、残った区分I のＲＣＩＣ３３、ＬＰＦＬ
３４ａ及び区分IIのＬＰＦＬ３４ｂにより原子炉炉心冠
水の維持に必要な容量に対し１００％以上を確保し、冠
水を維持できる性能を有している。
故であるＨＰＣＦ３２の破断、例えば区分IIのＨＰＣＦ
３２ｂの破断を想定すると、当該ＨＰＣＦ３２ｂの機能
は停止する。これに加え単一故障の発生、例えば区分II
I の非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）３１ｃが故障し
た場合を想定すると、区分III のＥＣＣＳ全体の機能が
同時に停止するという極めて厳しい事故となる。しかし
この場合でも、残った区分I のＲＣＩＣ３３、ＬＰＦＬ
３４ａ及び区分IIのＬＰＦＬ３４ｂにより原子炉炉心冠
水の維持に必要な容量に対し１００％以上を確保し、冠
水を維持できる性能を有している。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、上記従
来技術には以下の問題点が存在する。上記従来技術で
は、ＥＣＣＳの３区分すべての冷却系統が動的機器であ
るポンプで構成されており、通常運転時において１区分
の保守をしようとしたとき、もう１区分の単一故障の発
生を想定すれば、残り１区分の系統のみが残り、原子炉
炉心冠水の維持に必要な容量に対し５０％程度しか確保
できない。したがって、従来の原子炉冷却系では通常運
転時の保守を行うことができない。また、同様の理由
で、２以上の区分の機能の喪失すなわち多重故障の発生
にも対応できない。本発明の目的は、通常運転時の動的
炉心注水系の保守が可能で、かつ動的炉心注水系におい
て多重故障が発生しても対処可能な信頼性の高い沸騰水
型原子炉の原子炉冷却系を提供することである。
来技術には以下の問題点が存在する。上記従来技術で
は、ＥＣＣＳの３区分すべての冷却系統が動的機器であ
るポンプで構成されており、通常運転時において１区分
の保守をしようとしたとき、もう１区分の単一故障の発
生を想定すれば、残り１区分の系統のみが残り、原子炉
炉心冠水の維持に必要な容量に対し５０％程度しか確保
できない。したがって、従来の原子炉冷却系では通常運
転時の保守を行うことができない。また、同様の理由
で、２以上の区分の機能の喪失すなわち多重故障の発生
にも対応できない。本発明の目的は、通常運転時の動的
炉心注水系の保守が可能で、かつ動的炉心注水系におい
て多重故障が発生しても対処可能な信頼性の高い沸騰水
型原子炉の原子炉冷却系を提供することである。
【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、炉心を内蔵した圧力容器を有する沸騰水
型原子炉の原子炉冷却系において、前記圧力容器より上
部に設置された第１の水源と、この第１の水源を圧力容
器に連絡する第１の注入配管とで構成され、圧力容器内
の炉心の冠水を維持するのに必要な容量に対して１００
％以上の容量を有する１系統の静的炉心注水系と、第２
の水源と、この第２の水源を圧力容器に連絡する第２の
注入配管と、この第２の注入配管に設置されたポンプと
でそれぞれ構成され、圧力容器内の炉心の冠水を維持す
るのに必要な容量に対して５０％以上の容量をそれぞれ
有する２系統の動的炉心注水系とを有する。
に、本発明は、炉心を内蔵した圧力容器を有する沸騰水
型原子炉の原子炉冷却系において、前記圧力容器より上
部に設置された第１の水源と、この第１の水源を圧力容
器に連絡する第１の注入配管とで構成され、圧力容器内
の炉心の冠水を維持するのに必要な容量に対して１００
％以上の容量を有する１系統の静的炉心注水系と、第２
の水源と、この第２の水源を圧力容器に連絡する第２の
注入配管と、この第２の注入配管に設置されたポンプと
でそれぞれ構成され、圧力容器内の炉心の冠水を維持す
るのに必要な容量に対して５０％以上の容量をそれぞれ
有する２系統の動的炉心注水系とを有する。
【０００８】また本発明は、炉心を内蔵した圧力容器を
有する沸騰水型原子炉の原子炉冷却系において、前記圧
力容器より上部に設置された第１の水源と、この第１の
水源を圧力容器に連絡する第１の注入配管とでそれぞれ
構成され、圧力容器内の炉心の冠水を維持するのに必要
な容量に対して５０％以上の容量をそれぞれ有する２系
統の静的炉心注水系と、第２の水源と、この第２の水源
を圧力容器に連絡する第２の注入配管と、この第２の注
入配管に設置されたポンプとでそれぞれ構成され、圧力
容器内の炉心の冠水を維持するのに必要な容量に対して
５０％以上の容量をそれぞれ有する２系統の動的炉心注
水系とを備え、前記各静的炉心注水系の第１の注入配管
は、第１の水源から圧力容器への冷却水の流れのみを許
す逆止弁を有し、前記２系統の動的炉心注水系の第２の
注入配管は、前記２系統の静的炉心注水系の第１の注入
配管の逆止弁下流側の位置で該第１の注入配管にそれぞ
れ個別に接続されている。
有する沸騰水型原子炉の原子炉冷却系において、前記圧
力容器より上部に設置された第１の水源と、この第１の
水源を圧力容器に連絡する第１の注入配管とでそれぞれ
構成され、圧力容器内の炉心の冠水を維持するのに必要
な容量に対して５０％以上の容量をそれぞれ有する２系
統の静的炉心注水系と、第２の水源と、この第２の水源
を圧力容器に連絡する第２の注入配管と、この第２の注
入配管に設置されたポンプとでそれぞれ構成され、圧力
容器内の炉心の冠水を維持するのに必要な容量に対して
５０％以上の容量をそれぞれ有する２系統の動的炉心注
水系とを備え、前記各静的炉心注水系の第１の注入配管
は、第１の水源から圧力容器への冷却水の流れのみを許
す逆止弁を有し、前記２系統の動的炉心注水系の第２の
注入配管は、前記２系統の静的炉心注水系の第１の注入
配管の逆止弁下流側の位置で該第１の注入配管にそれぞ
れ個別に接続されている。
【０００９】好ましくは、上記沸騰水型原子炉の原子炉
冷却系において、前記第１の水源は重力落下プールであ
るか、若しくは、加圧されたタンクであってもよい。
冷却系において、前記第１の水源は重力落下プールであ
るか、若しくは、加圧されたタンクであってもよい。
【００１０】また、好ましくは、上記沸騰水型原子炉の
原子炉冷却系において、前記２系統の動的炉心注水系
は、それぞれ低圧注水系と高圧注水系を含み、その低圧
注水系が圧力容器内の炉心の冠水を維持するのに必要な
容量に対して５０％以上の容量をそれぞれ有する。
原子炉冷却系において、前記２系統の動的炉心注水系
は、それぞれ低圧注水系と高圧注水系を含み、その低圧
注水系が圧力容器内の炉心の冠水を維持するのに必要な
容量に対して５０％以上の容量をそれぞれ有する。
【００１１】さらに、好ましくは、上記沸騰水型原子炉
の原子炉冷却系において、前記第２の水源は圧力抑制プ
ール水である。
の原子炉冷却系において、前記第２の水源は圧力抑制プ
ール水である。
【００１２】
【作用】以上のように構成した本発明においては、１系
統の静的炉心注水系が圧力容器内の炉心の冠水を維持す
るのに必要な容量に対し１００％以上の容量を有するこ
とにより、１系統の動的炉心注水系の単一故障が発生し
た場合に、圧力容器内の圧力が低下すれば静的炉心注水
系が作動するので、圧力容器内の炉心の冠水を維持する
ことかできる。また、通常運転時において動的炉心注水
系２系統のうち１系統の保守をしようとしたとき、もう
１系統の単一故障の発生を想定しても、残りの静的炉心
注水系１系統のみで圧力容器内の炉心の冠水を維持する
のに必要な容量に対し１００％以上が確保できる。これ
により通常運転時においての保守が可能となる。また同
様の理由で、２系統の動的炉心注水系の機能の喪失すな
わち多重事故の発生に対しても対応が可能となる。
統の静的炉心注水系が圧力容器内の炉心の冠水を維持す
るのに必要な容量に対し１００％以上の容量を有するこ
とにより、１系統の動的炉心注水系の単一故障が発生し
た場合に、圧力容器内の圧力が低下すれば静的炉心注水
系が作動するので、圧力容器内の炉心の冠水を維持する
ことかできる。また、通常運転時において動的炉心注水
系２系統のうち１系統の保守をしようとしたとき、もう
１系統の単一故障の発生を想定しても、残りの静的炉心
注水系１系統のみで圧力容器内の炉心の冠水を維持する
のに必要な容量に対し１００％以上が確保できる。これ
により通常運転時においての保守が可能となる。また同
様の理由で、２系統の動的炉心注水系の機能の喪失すな
わち多重事故の発生に対しても対応が可能となる。
【００１３】また、本発明においては、容量５０％以上
の２系統の静的炉心注水系の第１の注入配管が第１の水
源から圧力容器への冷却水の流れのみを許す逆止弁を有
し、２系統の動的炉心注水系の第２の注入配管が前記逆
止弁の下流側の位置で前記第１の注入配管にそれぞれ個
別に接続されていることにより、１系統の動的炉心注水
系の単一故障が発生した場合には、その注入配管が接続
される静的炉心注水系が作動するので、残りの１系統の
動的炉心注水系とその静的炉心注水系とで圧力容器内の
炉心冠水を維持することができる。また、通常運転時に
おいて動的炉心注水系２系統のうち１系統の保守をしよ
うとしたとき、もう１系統の単一故障の発生を想定して
も、残りの２系統の静的炉心注水系で圧力容器内の炉心
の冠水を維持するのに必要な容量に対し１００％以上が
確保できる。これにより通常運転時においての保守が可
能となる。また同様の理由で、２系統の動的炉心注水系
の機能の喪失すなわち多重事故の発生に対しても対応が
可能となる。さらに、動的炉心注水系が正常に作動した
ときは、静的炉心注水系の逆止弁出口の圧力が動的炉心
注水系のポンプ吐出圧と同等になり静的炉心注水系から
冷却水が流れないので静的炉心注水系からの必要以上の
注水を防止できる。
の２系統の静的炉心注水系の第１の注入配管が第１の水
源から圧力容器への冷却水の流れのみを許す逆止弁を有
し、２系統の動的炉心注水系の第２の注入配管が前記逆
止弁の下流側の位置で前記第１の注入配管にそれぞれ個
別に接続されていることにより、１系統の動的炉心注水
系の単一故障が発生した場合には、その注入配管が接続
される静的炉心注水系が作動するので、残りの１系統の
動的炉心注水系とその静的炉心注水系とで圧力容器内の
炉心冠水を維持することができる。また、通常運転時に
おいて動的炉心注水系２系統のうち１系統の保守をしよ
うとしたとき、もう１系統の単一故障の発生を想定して
も、残りの２系統の静的炉心注水系で圧力容器内の炉心
の冠水を維持するのに必要な容量に対し１００％以上が
確保できる。これにより通常運転時においての保守が可
能となる。また同様の理由で、２系統の動的炉心注水系
の機能の喪失すなわち多重事故の発生に対しても対応が
可能となる。さらに、動的炉心注水系が正常に作動した
ときは、静的炉心注水系の逆止弁出口の圧力が動的炉心
注水系のポンプ吐出圧と同等になり静的炉心注水系から
冷却水が流れないので静的炉心注水系からの必要以上の
注水を防止できる。
【００１４】
【実施例】本発明の実施例を図１〜図３により説明す
る。本発明の第１の実施例である沸騰水型原子炉の原子
炉設備の全体構成図を図１に示す。原子炉設備は、原子
炉格納容器１１、炉心１を内蔵する原子炉圧力容器２、
原子炉圧力容器２が配置される空間であるドライウェル
４１、原子炉圧力容器２の外周に設置された圧力抑制プ
ール水７とその上部の気相空間ウエットウェル４２とか
らなる圧力抑制室４３、ドライウェル４１と圧力抑制プ
ール水７とを連結する複数のベント管４４、原子炉格納
容器１１の壁に接し圧力抑制プール水７の外側に設置さ
れた外周プール４５、タービンへ蒸気を導く主蒸気管１
４、原子炉圧力容器２内の圧力を強制的に下げる逃がし
安全弁１５、タービンを駆動した後の蒸気水を原子炉圧
力容器２内へ戻す給水管１６、２系統の動的炉心注水系
６０ａ, ６０ｂと、１系統の静的炉心注水系５０と、冠
水維持系３０とを備えた原子炉冷却系により構成され
る。
る。本発明の第１の実施例である沸騰水型原子炉の原子
炉設備の全体構成図を図１に示す。原子炉設備は、原子
炉格納容器１１、炉心１を内蔵する原子炉圧力容器２、
原子炉圧力容器２が配置される空間であるドライウェル
４１、原子炉圧力容器２の外周に設置された圧力抑制プ
ール水７とその上部の気相空間ウエットウェル４２とか
らなる圧力抑制室４３、ドライウェル４１と圧力抑制プ
ール水７とを連結する複数のベント管４４、原子炉格納
容器１１の壁に接し圧力抑制プール水７の外側に設置さ
れた外周プール４５、タービンへ蒸気を導く主蒸気管１
４、原子炉圧力容器２内の圧力を強制的に下げる逃がし
安全弁１５、タービンを駆動した後の蒸気水を原子炉圧
力容器２内へ戻す給水管１６、２系統の動的炉心注水系
６０ａ, ６０ｂと、１系統の静的炉心注水系５０と、冠
水維持系３０とを備えた原子炉冷却系により構成され
る。
【００１５】動的炉心注水系６０ａは、低圧冷却系ポン
プ９ａ、熱交換器８１ａ、動的冷却系隔離弁１０ａ、及
び低圧冷却系配管８０ａを備えた低圧注水系（ＬＰＦ
Ｌ）と、隔離時冷却系ポンプ１７、高圧冷却系配管７０
を備え原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）を兼ねる高圧注
水系（ＨＰＣＦ）とから構成され、それぞれが圧力抑制
プール水７を水源として原子炉圧力容器２に冷却水を注
水する構成となっている。また低圧冷却系ポンプ９ａは
所内電源及び非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）８２ａ
を含む電源系により駆動され、隔離時冷却系ポンプ１７
は、蒸気駆動のタービン８３ａによって駆動される。ま
た動的炉心注水系６０ａの低圧注水系（ＬＰＦＬ）は、
原子炉冷却材喪失事故時において原子炉圧力容器２内の
炉心の冠水の維持に必要な容量に対し５０％以上の容量
を有している。
プ９ａ、熱交換器８１ａ、動的冷却系隔離弁１０ａ、及
び低圧冷却系配管８０ａを備えた低圧注水系（ＬＰＦ
Ｌ）と、隔離時冷却系ポンプ１７、高圧冷却系配管７０
を備え原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）を兼ねる高圧注
水系（ＨＰＣＦ）とから構成され、それぞれが圧力抑制
プール水７を水源として原子炉圧力容器２に冷却水を注
水する構成となっている。また低圧冷却系ポンプ９ａは
所内電源及び非常用ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）８２ａ
を含む電源系により駆動され、隔離時冷却系ポンプ１７
は、蒸気駆動のタービン８３ａによって駆動される。ま
た動的炉心注水系６０ａの低圧注水系（ＬＰＦＬ）は、
原子炉冷却材喪失事故時において原子炉圧力容器２内の
炉心の冠水の維持に必要な容量に対し５０％以上の容量
を有している。
【００１６】動的炉心注水系６０ｂは、低圧冷却系配管
８０ａと同様に低圧冷却系ポンプ９ｂ、熱交換器８１
ｂ、動的冷却系隔離弁１０ｂ、低圧冷却系配管８０ｂを
備えた低圧注水系（ＬＰＦＬ）と、給水管１６に接続す
る高圧冷却系配管９０、高圧冷却系ポンプ１８を備えた
高圧注水系（ＨＰＣＦ）とから構成され、それぞれが圧
力抑制プール水７を水源として原子炉圧力容器２に冷却
水を注水する構成となっている。また低圧冷却系ポンプ
９ｂ及び高圧冷却系ポンプ１８は、所内電源及び非常用
ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）８２ｂを含む電源系により
駆動される。また動的炉心注水系６０ｂの低圧注水系
（ＬＰＦＬ）も、原子炉冷却材喪失事故時において原子
炉圧力容器２内の炉心の冠水の維持に必要な容量に対し
５０％以上の容量を有している。
８０ａと同様に低圧冷却系ポンプ９ｂ、熱交換器８１
ｂ、動的冷却系隔離弁１０ｂ、低圧冷却系配管８０ｂを
備えた低圧注水系（ＬＰＦＬ）と、給水管１６に接続す
る高圧冷却系配管９０、高圧冷却系ポンプ１８を備えた
高圧注水系（ＨＰＣＦ）とから構成され、それぞれが圧
力抑制プール水７を水源として原子炉圧力容器２に冷却
水を注水する構成となっている。また低圧冷却系ポンプ
９ｂ及び高圧冷却系ポンプ１８は、所内電源及び非常用
ディーゼル発電機（Ｄ／Ｇ）８２ｂを含む電源系により
駆動される。また動的炉心注水系６０ｂの低圧注水系
（ＬＰＦＬ）も、原子炉冷却材喪失事故時において原子
炉圧力容器２内の炉心の冠水の維持に必要な容量に対し
５０％以上の容量を有している。
【００１７】静的炉心注水系５０は、原子炉圧力容器２
より上部に設置された重力落下型の静的冷却系プール３
と、静的冷却系プール３と原子炉圧力容器２とを結ぶ静
的冷却系配管４と、静的冷却系配管４に配置され静的冷
却系プール３から原子炉圧力容器２内への流れのみを許
す静的冷却系逆止弁５と、静的冷却系配管４に配置され
た静的冷却系隔離弁６とから構成される。また静的炉心
注水系５０は、原子炉冷却材喪失事故時において原子炉
圧力容器２内の炉心の冠水の維持に必要な容量に対し１
００％以上の容量を有している。
より上部に設置された重力落下型の静的冷却系プール３
と、静的冷却系プール３と原子炉圧力容器２とを結ぶ静
的冷却系配管４と、静的冷却系配管４に配置され静的冷
却系プール３から原子炉圧力容器２内への流れのみを許
す静的冷却系逆止弁５と、静的冷却系配管４に配置され
た静的冷却系隔離弁６とから構成される。また静的炉心
注水系５０は、原子炉冷却材喪失事故時において原子炉
圧力容器２内の炉心の冠水の維持に必要な容量に対し１
００％以上の容量を有している。
【００１８】冠水維持系３０は、冠水維持系隔離弁１２
及び冠水維持系配管１３で構成され、原子炉冷却材喪失
事故後、原子炉圧力容器２内の圧力がドライウェル４１
の圧力と等しくなると動作する。
及び冠水維持系配管１３で構成され、原子炉冷却材喪失
事故後、原子炉圧力容器２内の圧力がドライウェル４１
の圧力と等しくなると動作する。
【００１９】逃し安全弁１５は、原子炉圧力容器２内の
圧力低下が不十分であるとき、原子炉圧力容器２の蒸気
を圧力抑制プール水７に放出することにより原子炉圧力
容器２内を減圧する。
圧力低下が不十分であるとき、原子炉圧力容器２の蒸気
を圧力抑制プール水７に放出することにより原子炉圧力
容器２内を減圧する。
【００２０】以上において、動的炉心注水系６０ａ，６
０ｂ及び静的炉心注水系５０の容量とは、それぞれの注
水系が動作を開始した後冠水維持系３０が動作するまで
の間、炉心の冠水を維持できる容量を１００％として表
したものであり、容量１００％とはそれのみで炉心の冠
水を維持でき、容量５０％とは、２台で炉心の冠水を維
持できる能力を有することを言う。また動的炉心注水系
の場合、その容量は、低圧冷却系ポンプ、隔離時冷却系
ポンプ、高圧冷却系ポンプの吐出容量でほぼ決定され、
静的炉心注水系の場合、その容量は、静的冷却系プール
の水頭圧、水量、及び静的炉心注水系配管の径でほぼ決
定される。
０ｂ及び静的炉心注水系５０の容量とは、それぞれの注
水系が動作を開始した後冠水維持系３０が動作するまで
の間、炉心の冠水を維持できる容量を１００％として表
したものであり、容量１００％とはそれのみで炉心の冠
水を維持でき、容量５０％とは、２台で炉心の冠水を維
持できる能力を有することを言う。また動的炉心注水系
の場合、その容量は、低圧冷却系ポンプ、隔離時冷却系
ポンプ、高圧冷却系ポンプの吐出容量でほぼ決定され、
静的炉心注水系の場合、その容量は、静的冷却系プール
の水頭圧、水量、及び静的炉心注水系配管の径でほぼ決
定される。
【００２１】本実施例における沸騰水型原子炉の原子炉
設備の構成は以上のようであり、その原子炉冷却材喪失
事故時における動作を以下に示す。原子炉冷却材喪失事
故として原子炉圧力容器２に接続する配管の破断を想定
すると、原子炉圧力容器２内の冷却材が原子炉格納容器
１１の内部へ放出され原子炉圧力容器２内の水位が低下
し圧力も低下する。動的炉心注水系６０ａ及び６０ｂの
高圧注水系（ＨＰＣＦ）は第１の原子炉水位低信号によ
り高圧冷却系ポンプ１７及び１８が駆動されて動作を開
始し、原子炉圧力容器２内に圧力抑制プール水７の水を
注入する。事故後の時間経過とともに原子炉圧力容器２
内の水位がさらに低下すると、低圧注水系（ＬＰＦＬ）
は第２の原子炉水位低信号により低圧冷却系ポンプ９ａ
及び９ｂが駆動されて動作を開始し、原子炉圧力容器２
内の圧力が所定の圧力まで低下すると、原子炉圧力容器
２内に圧力抑制プール７の水を注入する。原子炉圧力容
器２内の圧力がさらに低下し原子炉圧力容器２内の圧力
が静的冷却系プール３の水頭圧と原子炉圧力容器２との
差圧から静的冷却系配管４における圧力損失をひいた値
よりも小さくなると静的炉心注水系５０が動作し、重力
により静的冷却系プール３の水が静的冷却系配管４を介
して原子炉圧力容器２に注入される。さらに時間が経過
して原子炉圧力容器内２の圧力と原子炉格納容器１１内
ドライウェル４１の圧力とがほぼ等しくなると冠水維持
系３０が動作を開始し、原子炉圧力容器２と圧力抑制プ
ール水７との間を結ぶ冠水維持系隔離弁１２及び冠水維
持系配管１３により原子炉圧力容器２の水位低下は防止
され炉心１は冠水が維持される。なお、配管の破断面積
が小さく原子炉圧力容器２内の圧力が低下しない場合に
は主蒸気管１４に設けられた逃し安全弁１５を強制的に
開けて原子炉圧力容器２の蒸気を圧力抑制プール水７に
放出し原子炉圧力容器２内を減圧することにより動的炉
心注水系及び静的炉心注水系を動作させる。
設備の構成は以上のようであり、その原子炉冷却材喪失
事故時における動作を以下に示す。原子炉冷却材喪失事
故として原子炉圧力容器２に接続する配管の破断を想定
すると、原子炉圧力容器２内の冷却材が原子炉格納容器
１１の内部へ放出され原子炉圧力容器２内の水位が低下
し圧力も低下する。動的炉心注水系６０ａ及び６０ｂの
高圧注水系（ＨＰＣＦ）は第１の原子炉水位低信号によ
り高圧冷却系ポンプ１７及び１８が駆動されて動作を開
始し、原子炉圧力容器２内に圧力抑制プール水７の水を
注入する。事故後の時間経過とともに原子炉圧力容器２
内の水位がさらに低下すると、低圧注水系（ＬＰＦＬ）
は第２の原子炉水位低信号により低圧冷却系ポンプ９ａ
及び９ｂが駆動されて動作を開始し、原子炉圧力容器２
内の圧力が所定の圧力まで低下すると、原子炉圧力容器
２内に圧力抑制プール７の水を注入する。原子炉圧力容
器２内の圧力がさらに低下し原子炉圧力容器２内の圧力
が静的冷却系プール３の水頭圧と原子炉圧力容器２との
差圧から静的冷却系配管４における圧力損失をひいた値
よりも小さくなると静的炉心注水系５０が動作し、重力
により静的冷却系プール３の水が静的冷却系配管４を介
して原子炉圧力容器２に注入される。さらに時間が経過
して原子炉圧力容器内２の圧力と原子炉格納容器１１内
ドライウェル４１の圧力とがほぼ等しくなると冠水維持
系３０が動作を開始し、原子炉圧力容器２と圧力抑制プ
ール水７との間を結ぶ冠水維持系隔離弁１２及び冠水維
持系配管１３により原子炉圧力容器２の水位低下は防止
され炉心１は冠水が維持される。なお、配管の破断面積
が小さく原子炉圧力容器２内の圧力が低下しない場合に
は主蒸気管１４に設けられた逃し安全弁１５を強制的に
開けて原子炉圧力容器２の蒸気を圧力抑制プール水７に
放出し原子炉圧力容器２内を減圧することにより動的炉
心注水系及び静的炉心注水系を動作させる。
【００２２】以上において、原子炉圧力容器２内の水位
低下により動作する動的炉心注水系６０ａ及び６０ｂ
は、それぞれ低圧注水系（ＬＰＦＬ）が５０％以上の容
量を有しているので、これら動的炉心注水系６０ａ及び
６０ｂのみで炉心１の冠水を維持することができる。
低下により動作する動的炉心注水系６０ａ及び６０ｂ
は、それぞれ低圧注水系（ＬＰＦＬ）が５０％以上の容
量を有しているので、これら動的炉心注水系６０ａ及び
６０ｂのみで炉心１の冠水を維持することができる。
【００２３】上記は、原子炉冷却系においていずれにも
故障箇所のない場合の動作順序であるが、動的炉心注水
系６０ａ若しくは６０ｂのどちらか１系統が故障した場
合は、まず原子炉圧力容器２内の水位の低下により故障
していないほうの動的炉心注水系が動作し、その後の原
子炉圧力容器２内の圧力の低下または逃がし安全弁１５
による圧力の強制低下により、静的炉心注水系５０が動
作する。この場合、静的炉心注水系５０が１００％以上
の容量を有するので、原子炉圧力容器２内の炉心１の冠
水を維持することができる。
故障箇所のない場合の動作順序であるが、動的炉心注水
系６０ａ若しくは６０ｂのどちらか１系統が故障した場
合は、まず原子炉圧力容器２内の水位の低下により故障
していないほうの動的炉心注水系が動作し、その後の原
子炉圧力容器２内の圧力の低下または逃がし安全弁１５
による圧力の強制低下により、静的炉心注水系５０が動
作する。この場合、静的炉心注水系５０が１００％以上
の容量を有するので、原子炉圧力容器２内の炉心１の冠
水を維持することができる。
【００２４】また、通常時において動的炉心注水系６０
ａ若しくは６０ｂの保守作業中にもう一方が故障した場
合は、原子炉圧力容器２内の水位が低下しても動的炉心
注水系は働かないが、その後の原子炉圧力容器２内の圧
力の低下または逃がし安全弁１５による圧力の強制低下
により静的炉心注水系５０が動作するので、上記と同様
に原子炉圧力容器２内の炉心１の冠水を維持することが
できる。
ａ若しくは６０ｂの保守作業中にもう一方が故障した場
合は、原子炉圧力容器２内の水位が低下しても動的炉心
注水系は働かないが、その後の原子炉圧力容器２内の圧
力の低下または逃がし安全弁１５による圧力の強制低下
により静的炉心注水系５０が動作するので、上記と同様
に原子炉圧力容器２内の炉心１の冠水を維持することが
できる。
【００２５】またさらに、２系統の動的炉心注水系６０
ａ及び６０ｂが同時に故障した場合についても上記と同
様に原子炉圧力容器２内の圧力の低下または逃がし安全
弁の１５による圧力の強制低下により静的炉心注水系５
０が動作するので、原子炉圧力容器２内の炉心１の冠水
を維持することができる。
ａ及び６０ｂが同時に故障した場合についても上記と同
様に原子炉圧力容器２内の圧力の低下または逃がし安全
弁の１５による圧力の強制低下により静的炉心注水系５
０が動作するので、原子炉圧力容器２内の炉心１の冠水
を維持することができる。
【００２６】また、原子炉停止時には、動的炉心注水系
６０ａの高圧注水系（ＨＰＣＦ）を隔離時冷却系（ＲＣ
ＩＣ）として使用するとともに、低圧注水系（ＬＰＦ
Ｌ）を除熱系として使用可能である。
６０ａの高圧注水系（ＨＰＣＦ）を隔離時冷却系（ＲＣ
ＩＣ）として使用するとともに、低圧注水系（ＬＰＦ
Ｌ）を除熱系として使用可能である。
【００２７】以上のように本実施例によれば、原子炉冷
却系が正常な場合はもちろんのこと、通常運転時におい
て動的炉心注水系２系統のうち１系統の保守をしようと
したとき、もう１系統の単一故障の発生を想定しても、
残りの静的炉心注水系１系統のみで圧力容器内の炉心の
冠水を維持できるので、通常運転時の動的炉心注水系６
０ａ若しくは６０ｂの保守が可能となる。また、２系統
の動的炉心注水系６０ａ及び６０ｂが同時に故障して
も、静的炉心注水系５０の動作により対処可能であり、
原子炉冷却系の信頼性を向上できる。
却系が正常な場合はもちろんのこと、通常運転時におい
て動的炉心注水系２系統のうち１系統の保守をしようと
したとき、もう１系統の単一故障の発生を想定しても、
残りの静的炉心注水系１系統のみで圧力容器内の炉心の
冠水を維持できるので、通常運転時の動的炉心注水系６
０ａ若しくは６０ｂの保守が可能となる。また、２系統
の動的炉心注水系６０ａ及び６０ｂが同時に故障して
も、静的炉心注水系５０の動作により対処可能であり、
原子炉冷却系の信頼性を向上できる。
【００２８】本発明の第２の実施例を図２に示す。図２
は、本実施例における沸騰水型原子炉の原子炉設備の全
体構成図であり、原子炉冷却系は、２系統の静的炉心注
水系２５０ａ，２５０ｂ、２系統の動的炉心注水系２６
０ａ, ２６０ｂ、及び冠水維持系３０で構成される。本
実施例は静的炉心注水系が２系統ある点及び動的炉心注
水系の注入配管の接続において第１の実施例と異なる
が、その他の点はほぼ等しく、第１の実施例と共通のも
のについては共通の番号で示す。
は、本実施例における沸騰水型原子炉の原子炉設備の全
体構成図であり、原子炉冷却系は、２系統の静的炉心注
水系２５０ａ，２５０ｂ、２系統の動的炉心注水系２６
０ａ, ２６０ｂ、及び冠水維持系３０で構成される。本
実施例は静的炉心注水系が２系統ある点及び動的炉心注
水系の注入配管の接続において第１の実施例と異なる
が、その他の点はほぼ等しく、第１の実施例と共通のも
のについては共通の番号で示す。
【００２９】動的炉心注水系２６０ａは、第１の実施例
における動的炉心注水系６０ａと同様に、低圧冷却系ポ
ンプ９ａ、動的冷却系隔離弁１０ａ、及び低圧冷却系配
管２８０ａを備えた低圧注水系（ＬＰＦＬ）と、隔離時
冷却系ポンプ１７、高圧冷却系配管７０を備え原子炉隔
離時冷却系（ＲＣＩＣ）を兼ねる高圧注水系（ＨＰＣ
Ｆ）とから構成されるが、低圧注水系（ＬＰＦＬ）の低
圧冷却系配管２８０ａが静的炉心注水系２５０ａの静的
冷却系配管２４ａに備えられた逆止弁２５ａの下流側の
位置で静的冷却系配管２４ａに接続されている点が異な
る。この構成において、低圧冷却系ポンプ９ａの吐出側
圧力からポンプ吐出部から接続位置までの配管での圧力
損失を差し引いた圧力が、低圧冷却系配管２８０ａと静
的冷却系配管２４ａとの接続位置の高さから静的冷却系
プール３の水面までの水頭圧よりも、大きくなるように
低圧冷却系ポンプ９ａを設定する。その他の点は第１の
実施例とほぼ同様である。また動的炉心注水系２６０ａ
の低圧注水系（ＬＰＦＬ）は、原子炉冷却材喪失事故時
において原子炉圧力容器２内の炉心の冠水の維持に必要
な容量に対し５０％以上の容量を有している。
における動的炉心注水系６０ａと同様に、低圧冷却系ポ
ンプ９ａ、動的冷却系隔離弁１０ａ、及び低圧冷却系配
管２８０ａを備えた低圧注水系（ＬＰＦＬ）と、隔離時
冷却系ポンプ１７、高圧冷却系配管７０を備え原子炉隔
離時冷却系（ＲＣＩＣ）を兼ねる高圧注水系（ＨＰＣ
Ｆ）とから構成されるが、低圧注水系（ＬＰＦＬ）の低
圧冷却系配管２８０ａが静的炉心注水系２５０ａの静的
冷却系配管２４ａに備えられた逆止弁２５ａの下流側の
位置で静的冷却系配管２４ａに接続されている点が異な
る。この構成において、低圧冷却系ポンプ９ａの吐出側
圧力からポンプ吐出部から接続位置までの配管での圧力
損失を差し引いた圧力が、低圧冷却系配管２８０ａと静
的冷却系配管２４ａとの接続位置の高さから静的冷却系
プール３の水面までの水頭圧よりも、大きくなるように
低圧冷却系ポンプ９ａを設定する。その他の点は第１の
実施例とほぼ同様である。また動的炉心注水系２６０ａ
の低圧注水系（ＬＰＦＬ）は、原子炉冷却材喪失事故時
において原子炉圧力容器２内の炉心の冠水の維持に必要
な容量に対し５０％以上の容量を有している。
【００３０】動的炉心注水系２６０ｂは、高圧炉心注水
系（ＨＰＣＦ）２８０ａが隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）を
兼ねない点を除いて動的炉心注水系２６０ａと同様の構
成であり、低圧冷却系配管２８０ｂが静的炉心注水系２
５０ｂの静的冷却系配管２４ｂに備えられた逆止弁２５
ｂの下流側の位置で静的冷却系配管２４ｂに接続されて
いる。また動的炉心注水系２６０ｂの低圧注水系（ＬＰ
ＦＬ）は、原子炉冷却材喪失事故時において、原子炉圧
力容器２内の炉心の冠水の維持に必要な容量に対し５０
％以上の容量を有している。
系（ＨＰＣＦ）２８０ａが隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）を
兼ねない点を除いて動的炉心注水系２６０ａと同様の構
成であり、低圧冷却系配管２８０ｂが静的炉心注水系２
５０ｂの静的冷却系配管２４ｂに備えられた逆止弁２５
ｂの下流側の位置で静的冷却系配管２４ｂに接続されて
いる。また動的炉心注水系２６０ｂの低圧注水系（ＬＰ
ＦＬ）は、原子炉冷却材喪失事故時において、原子炉圧
力容器２内の炉心の冠水の維持に必要な容量に対し５０
％以上の容量を有している。
【００３１】静的炉心注水系２５０ａは、原子炉圧力容
器２より上部に設置された重力落下型の静的冷却系プー
ル２３ａと、静的冷却系プール２３ａと原子炉圧力容器
２とを結ぶ静的冷却系配管２４ａと、静的冷却系配管２
４ａに配置された静的冷却系逆止弁２５ａ及び静的冷却
系隔離弁２６ａとから構成される。また静的炉心注水系
２５０ａは、原子炉冷却材喪失事故時において原子炉圧
力容器２内の炉心の冠水の維持に必要な容量に対し５０
％以上の容量を有している。
器２より上部に設置された重力落下型の静的冷却系プー
ル２３ａと、静的冷却系プール２３ａと原子炉圧力容器
２とを結ぶ静的冷却系配管２４ａと、静的冷却系配管２
４ａに配置された静的冷却系逆止弁２５ａ及び静的冷却
系隔離弁２６ａとから構成される。また静的炉心注水系
２５０ａは、原子炉冷却材喪失事故時において原子炉圧
力容器２内の炉心の冠水の維持に必要な容量に対し５０
％以上の容量を有している。
【００３２】静的炉心注水系２５０ｂは、静的炉心注水
系２５０ａと同様の構成を有し、原子炉冷却材喪失事故
時において原子炉圧力容器２内の炉心の冠水の維持に必
要な容量に対し５０％以上の容量を有している。
系２５０ａと同様の構成を有し、原子炉冷却材喪失事故
時において原子炉圧力容器２内の炉心の冠水の維持に必
要な容量に対し５０％以上の容量を有している。
【００３３】冠水維持系３０は第１の実施例と等しく、
冠水維持系隔離弁１２及び冠水維持系配管１３で構成さ
れ、原子炉冷却材喪失事故発生後、原子炉圧力容器２内
の圧力とドライウェル４１の圧力が等しくなると動作す
る。
冠水維持系隔離弁１２及び冠水維持系配管１３で構成さ
れ、原子炉冷却材喪失事故発生後、原子炉圧力容器２内
の圧力とドライウェル４１の圧力が等しくなると動作す
る。
【００３４】なお、本実施例では水源がある静的冷却系
プール２３ａ，２３ｂは静的炉心注水系２５０ａ，２５
０ｂで別々に設けたが、第１の実施例と同様１つのプー
ルを設けそれを共通に使用してもよい。
プール２３ａ，２３ｂは静的炉心注水系２５０ａ，２５
０ｂで別々に設けたが、第１の実施例と同様１つのプー
ルを設けそれを共通に使用してもよい。
【００３５】本実施例における沸騰水型原子炉の原子炉
設備の構成は以上のようであり、その原子炉冷却材喪失
事故時における動作を以下に示す。原子炉冷却材喪失事
故発生時、原子炉冷却系においていずれにも故障箇所の
ない場合の動作順序は、動的炉心注水系については第１
の実施例の動作順序とほぼ同様である。すなわち、原子
炉圧力容器２内の冷却材が原子炉格納容器１１の内部へ
放出されると、原子炉圧力容器２の水位が低下し圧力も
低下する。動的炉心注水系２６０ａ及び２６０ｂは、第
１の原子炉水位低信号により高圧注水系（ＨＰＣＦ）が
動作を開始し、その後第１の原子炉水位より低い第２の
原子炉水位低信号により低圧注水系（ＬＰＣＦ）が動作
を開始し、原子炉圧力容器２内の圧力が所定の圧力まで
低下すると、原子炉圧力容器２内に圧力抑制プール水７
の水を注入する。しかしこのとき第１の実施例と異なり
低圧冷却系配管２８０ａ及び２８０ｂが逆止弁２５ａ及
び２６ｂの下流側の位置で静的冷却系配管２４ａ及び２
４ｂに接続されていることにより、動的炉心注水系２６
０ａ及び２６０ｂが正常に動作している限りにおいて、
低圧冷却系ポンプ９ａ及び９ｂの吐出側圧力からポンプ
吐出部から接続位置までの配管での圧力損失を差し引い
た圧力が低圧冷却系配管２８０ａ及び２８０ｂと静的冷
却系配管２４ａ及び２４ｂとの接続位置の高さから静的
冷却系プール３の水面までの水頭圧よりも大きくなるの
で、静的炉心注水系２５０ａ及び２５０ｂは動作せず原
子炉圧力容器２内へ冷却水は流れない。この場合におい
て、正常に動作している２系統の動的炉心注水系２６０
ａ及び２６０ｂの低圧注水系が、原子炉圧力容器２内の
炉心１の冠水を維持するのに必要な容量に対しそれぞれ
５０％以上の容量を有するので２系統合計で１００％が
確保でき、原子炉圧力容器２内の炉心１の冠水を維持す
ることができる。
設備の構成は以上のようであり、その原子炉冷却材喪失
事故時における動作を以下に示す。原子炉冷却材喪失事
故発生時、原子炉冷却系においていずれにも故障箇所の
ない場合の動作順序は、動的炉心注水系については第１
の実施例の動作順序とほぼ同様である。すなわち、原子
炉圧力容器２内の冷却材が原子炉格納容器１１の内部へ
放出されると、原子炉圧力容器２の水位が低下し圧力も
低下する。動的炉心注水系２６０ａ及び２６０ｂは、第
１の原子炉水位低信号により高圧注水系（ＨＰＣＦ）が
動作を開始し、その後第１の原子炉水位より低い第２の
原子炉水位低信号により低圧注水系（ＬＰＣＦ）が動作
を開始し、原子炉圧力容器２内の圧力が所定の圧力まで
低下すると、原子炉圧力容器２内に圧力抑制プール水７
の水を注入する。しかしこのとき第１の実施例と異なり
低圧冷却系配管２８０ａ及び２８０ｂが逆止弁２５ａ及
び２６ｂの下流側の位置で静的冷却系配管２４ａ及び２
４ｂに接続されていることにより、動的炉心注水系２６
０ａ及び２６０ｂが正常に動作している限りにおいて、
低圧冷却系ポンプ９ａ及び９ｂの吐出側圧力からポンプ
吐出部から接続位置までの配管での圧力損失を差し引い
た圧力が低圧冷却系配管２８０ａ及び２８０ｂと静的冷
却系配管２４ａ及び２４ｂとの接続位置の高さから静的
冷却系プール３の水面までの水頭圧よりも大きくなるの
で、静的炉心注水系２５０ａ及び２５０ｂは動作せず原
子炉圧力容器２内へ冷却水は流れない。この場合におい
て、正常に動作している２系統の動的炉心注水系２６０
ａ及び２６０ｂの低圧注水系が、原子炉圧力容器２内の
炉心１の冠水を維持するのに必要な容量に対しそれぞれ
５０％以上の容量を有するので２系統合計で１００％が
確保でき、原子炉圧力容器２内の炉心１の冠水を維持す
ることができる。
【００３６】また、動的炉心注水系２６０ａ若しくは２
６０ｂのどちらか１系統、例えば動的炉心注水系２６０
ａが故障した場合は、まず原子炉圧力容器２内の水位の
低下により故障していない動的炉心注水系２６０ｂが動
作し、その後の原子炉圧力容器２内の圧力の低下または
逃がし安全弁１５による圧力の強制低下により故障した
動的炉心注水系２６０ａと同じ側の静的炉心注水系２５
０ａが動作する。この場合においては、原子炉圧力容器
２内の炉心１の冠水を維持するのに必要な容量に対し、
動的炉心注水系２６０ｂが５０％の容量を有し静的炉心
注水系２５０ａが５０％の容量を有するので、２系統合
計で１００％が確保でき、原子炉圧力容器２内の炉心１
の冠水を維持することができる。また、動的炉心注水系
２６０ｂが故障した場合についても同様である。
６０ｂのどちらか１系統、例えば動的炉心注水系２６０
ａが故障した場合は、まず原子炉圧力容器２内の水位の
低下により故障していない動的炉心注水系２６０ｂが動
作し、その後の原子炉圧力容器２内の圧力の低下または
逃がし安全弁１５による圧力の強制低下により故障した
動的炉心注水系２６０ａと同じ側の静的炉心注水系２５
０ａが動作する。この場合においては、原子炉圧力容器
２内の炉心１の冠水を維持するのに必要な容量に対し、
動的炉心注水系２６０ｂが５０％の容量を有し静的炉心
注水系２５０ａが５０％の容量を有するので、２系統合
計で１００％が確保でき、原子炉圧力容器２内の炉心１
の冠水を維持することができる。また、動的炉心注水系
２６０ｂが故障した場合についても同様である。
【００３７】またさらに、通常時において動的炉心注水
系２６０ａ若しくは２６０ｂの保守作業中にもう一方が
故障した場合は、原子炉圧力容器２内の水位が低下して
も動的炉心注水系２６０ａ及び２６０ｂが働かないの
で、その後の原子炉圧力容器２内の圧力の低下または逃
がし安全弁１５による圧力の強制低下により静的炉心注
水系２５０ａ及び２５０ｂの両方が動作する。この場合
において、２系統の静的炉心注水系２５０ａ及び２５０
ｂが、原子炉圧力容器２内の炉心１の冠水を維持するの
に必要な容量に対しそれぞれ５０％以上の容量を有する
ので２系統合計で１００％が確保でき、原子炉圧力容器
２内の炉心１の冠水を維持することができる。
系２６０ａ若しくは２６０ｂの保守作業中にもう一方が
故障した場合は、原子炉圧力容器２内の水位が低下して
も動的炉心注水系２６０ａ及び２６０ｂが働かないの
で、その後の原子炉圧力容器２内の圧力の低下または逃
がし安全弁１５による圧力の強制低下により静的炉心注
水系２５０ａ及び２５０ｂの両方が動作する。この場合
において、２系統の静的炉心注水系２５０ａ及び２５０
ｂが、原子炉圧力容器２内の炉心１の冠水を維持するの
に必要な容量に対しそれぞれ５０％以上の容量を有する
ので２系統合計で１００％が確保でき、原子炉圧力容器
２内の炉心１の冠水を維持することができる。
【００３８】またさらに、２系統の動的炉心注水系２６
０ａ及び２６０ｂが同時に故障した場合についても上記
と同様に静的炉心注水系２５０ａ及び２５０ｂが動作す
るので、原子炉圧力容器２内の炉心１の冠水を維持する
ことができる。
０ａ及び２６０ｂが同時に故障した場合についても上記
と同様に静的炉心注水系２５０ａ及び２５０ｂが動作す
るので、原子炉圧力容器２内の炉心１の冠水を維持する
ことができる。
【００３９】本実施例によれば、第１の実施例と同様、
通常運転時の動的炉心注水系２６０ａ若しくは２６０ｂ
の保守が可能となる。また、２系統の動的炉心注水系２
６０ａ及び２６０ｂが同時に故障しても、静的炉心注水
系２５０ａ及び２５０ｂの動作により対処可能であり、
原子炉冷却系の信頼性を向上できる。また本実施例で
は、これら第１の実施例の効果に加え、動的炉心注水系
２６０ａ及び２６０ｂが不動作のときのみ静的炉心注水
系２５０ａ及び２５０ｂが動作するので、静的炉心注水
系２５０ａ及び２５０ｂの不要な動作を回避できる。
通常運転時の動的炉心注水系２６０ａ若しくは２６０ｂ
の保守が可能となる。また、２系統の動的炉心注水系２
６０ａ及び２６０ｂが同時に故障しても、静的炉心注水
系２５０ａ及び２５０ｂの動作により対処可能であり、
原子炉冷却系の信頼性を向上できる。また本実施例で
は、これら第１の実施例の効果に加え、動的炉心注水系
２６０ａ及び２６０ｂが不動作のときのみ静的炉心注水
系２５０ａ及び２５０ｂが動作するので、静的炉心注水
系２５０ａ及び２５０ｂの不要な動作を回避できる。
【００４０】なお、以上の実施例には動的炉心注水系の
水源として重力落下型の圧力抑制プール水を用いたが、
内部ガス等により加圧されたタンクに冷却水を収容した
ものを用いてもよい。
水源として重力落下型の圧力抑制プール水を用いたが、
内部ガス等により加圧されたタンクに冷却水を収容した
ものを用いてもよい。
【００４１】
【発明の効果】本発明によれば、通常運転時の動的炉心
注水系の保守が可能となる。また、動的炉心注水系にお
いて多重故障が発生しても、静的炉心注水系の動作によ
り対処可能であり、信頼性を向上できる。
注水系の保守が可能となる。また、動的炉心注水系にお
いて多重故障が発生しても、静的炉心注水系の動作によ
り対処可能であり、信頼性を向上できる。
【００４２】また本発明によれば、上記効果が得られる
と共に、動的炉心注水系が不動作のときのみ静的炉心注
水系が動作するので、静的炉心注水系の不要な動作を回
避できる。
と共に、動的炉心注水系が不動作のときのみ静的炉心注
水系が動作するので、静的炉心注水系の不要な動作を回
避できる。
【図１】本発明の第１の実施例である沸騰水型原子炉の
原子炉冷却系を示す全体構成図である。
原子炉冷却系を示す全体構成図である。
【図２】本発明の第２の実施例である沸騰水型原子炉の
原子炉冷却系を示す全体構成図である。
原子炉冷却系を示す全体構成図である。
【図３】公知技術における沸騰水型原子炉の原子炉冷却
系の一例を示す全体構成図である。
系の一例を示す全体構成図である。
１ 炉心 ２ 原子炉圧力容器 ３ 静的冷却系プール ４ 静的冷却系配管 ５ 静的冷却系逆止弁 ７ 圧力抑制プール水 ２３ａ，ｂ 静的冷却系プール ２４ａ，ｂ 静的冷却系配管 ２５ａ，ｂ 静的冷却系逆止弁 ５０ 静的炉心注水系 ６０ａ，ｂ 動的炉心注水系 ７０ 高圧冷却系配管 ８０ａ，ｂ 低圧冷却系配管 ９０ 高圧冷却系配管 ２５０ａ，ｂ 静的炉心注水系 ２６０ａ，ｂ 動的炉心注水系 ２８０ａ，ｂ 低圧冷却系配管
Claims (6)
- 【請求項１】 炉心を内蔵した圧力容器を有する沸騰水
型原子炉の原子炉冷却系において、前記圧力容器より上
部に設置された第１の水源と、この第１の水源を圧力容
器に連絡する第１の注入配管とで構成され、圧力容器内
の炉心の冠水を維持するのに必要な容量に対して１００
％以上の容量を有する１系統の静的炉心注水系と、第２
の水源と、この第２の水源を圧力容器に連絡する第２の
注入配管と、この第２の注入配管に設置されたポンプと
でそれぞれ構成され、圧力容器内の炉心の冠水を維持す
るのに必要な容量に対して５０％以上の容量をそれぞれ
有する２系統の動的炉心注水系とを備えることを特徴と
する沸騰水型原子炉の原子炉冷却系。 - 【請求項２】 炉心を内蔵した圧力容器を有する沸騰水
型原子炉の原子炉冷却系において、前記圧力容器より上
部に設置された第１の水源と、この第１の水源を圧力容
器に連絡する第１の注入配管とでそれぞれ構成され、圧
力容器内の炉心の冠水を維持するのに必要な容量に対し
て５０％以上の容量をそれぞれ有する２系統の静的炉心
注水系と、第２の水源と、この第２の水源を圧力容器に
連絡する第２の注入配管と、この第２の注入配管に設置
されたポンプとでそれぞれ構成され、圧力容器内の炉心
の冠水を維持するのに必要な容量に対して５０％以上の
容量をそれぞれ有する２系統の動的炉心注水系とを備
え、前記各静的炉心注水系の第１の注入配管は、第１の
水源から圧力容器への冷却水の流れのみを許す逆止弁を
有し、前記２系統の動的炉心注水系の第２の注入配管
は、前記２系統の静的炉心注水系の第１の注入配管の逆
止弁下流側の位置で該第１の注入配管にそれぞれ個別に
接続されていることを特徴とする沸騰水型原子炉の原子
炉冷却系。 - 【請求項３】 請求項１または請求項２記載の沸騰水型
原子炉の原子炉冷却系において、前記第１の水源は重力
落下プールであることを特徴とする沸騰水型原子炉の原
子炉冷却系。 - 【請求項４】 請求項１または請求項２記載の沸騰水型
原子炉の原子炉冷却系において、前記第１の水源は、加
圧されたタンクであることを特徴とする沸騰水型原子炉
の原子炉冷却系。 - 【請求項５】 請求項１または請求項２記載の沸騰水型
原子炉の原子炉冷却系において、前記２系統の動的炉心
注水系は、それぞれ低圧注水系と高圧注水系を含み、そ
の低圧注水系が圧力容器内の炉心の冠水を維持するのに
必要な容量に対して５０％以上の容量をそれぞれ有する
ことを特徴とする沸騰水型原子炉の原子炉冷却系。 - 【請求項６】 請求項１または請求項２記載の沸騰水型
原子炉の原子炉冷却系において、前記第２の水源は圧力
抑制プール水であることを特徴とする沸騰水型原子炉の
原子炉冷却系。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4111698A JPH05307094A (ja) | 1992-04-30 | 1992-04-30 | 沸騰水型原子炉の原子炉冷却系 |
| US08/053,372 US5349616A (en) | 1992-04-30 | 1993-04-28 | Reactor cooling system for boiling water reactors |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4111698A JPH05307094A (ja) | 1992-04-30 | 1992-04-30 | 沸騰水型原子炉の原子炉冷却系 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05307094A true JPH05307094A (ja) | 1993-11-19 |
Family
ID=14567894
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4111698A Pending JPH05307094A (ja) | 1992-04-30 | 1992-04-30 | 沸騰水型原子炉の原子炉冷却系 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5349616A (ja) |
| JP (1) | JPH05307094A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013127465A (ja) * | 2011-12-19 | 2013-06-27 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | 沸騰水型原子炉用の代替的なサプレッションプール冷却のための方法及び装置 |
| JP2013195428A (ja) * | 2012-03-21 | 2013-09-30 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | 低圧原子炉安全システム及び方法 |
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| US6249561B1 (en) * | 1995-11-09 | 2001-06-19 | General Electric Company | Combination containment cooling and residual heat removal condenser system for nuclear reactors |
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| US9984777B2 (en) * | 2007-11-15 | 2018-05-29 | Nuscale Power, Llc | Passive emergency feedwater system |
| WO2011074544A1 (ja) * | 2009-12-14 | 2011-06-23 | 株式会社東芝 | 原子炉の過渡緩和システム |
| JP5675134B2 (ja) * | 2010-03-18 | 2015-02-25 | 三菱重工業株式会社 | 非常用システム |
| JP5876320B2 (ja) * | 2012-02-23 | 2016-03-02 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラント |
| US12512230B2 (en) | 2012-05-04 | 2025-12-30 | Smr Inventec, Llc | Passively-cooled spent nuclear fuel pool system |
| US9589685B2 (en) | 2012-05-21 | 2017-03-07 | Smr Inventec, Llc | Passive reactor cooling system |
| US11901088B2 (en) | 2012-05-04 | 2024-02-13 | Smr Inventec, Llc | Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation |
| US11935663B2 (en) | 2012-05-21 | 2024-03-19 | Smr Inventec, Llc | Control rod drive system for nuclear reactor |
| EP2852955B1 (en) * | 2012-05-21 | 2018-07-25 | SMR Inventec, LLC | Passive reactor containment protection system |
| US10096389B2 (en) | 2012-05-21 | 2018-10-09 | Smr Inventec, Llc | Loss-of-coolant accident reactor cooling system |
| US9786394B2 (en) | 2012-05-21 | 2017-10-10 | Smr Inventec, Llc | Component cooling water system for nuclear power plant |
| CN103632736B (zh) * | 2012-08-20 | 2016-08-10 | 中国核动力研究设计院 | 一种核电站堆腔注水冷却系统 |
| US10395784B2 (en) * | 2012-09-11 | 2019-08-27 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Method and system for external alternate suppression pool cooling for a BWR |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5436490A (en) * | 1977-08-29 | 1979-03-17 | Toshiba Corp | Core cooling system for emergency |
| JPS6330786A (ja) * | 1986-07-25 | 1988-02-09 | 三菱原子力工業株式会社 | 蓄圧型注水装置 |
| US5011652A (en) * | 1986-09-19 | 1991-04-30 | Hitachi, Ltd. | Nuclear power facilities |
-
1992
- 1992-04-30 JP JP4111698A patent/JPH05307094A/ja active Pending
-
1993
- 1993-04-28 US US08/053,372 patent/US5349616A/en not_active Expired - Fee Related
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| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US5349616A (en) | 1994-09-20 |
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