JPH05323085A - 沸騰水型原子炉 - Google Patents
沸騰水型原子炉Info
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- JPH05323085A JPH05323085A JP4132129A JP13212992A JPH05323085A JP H05323085 A JPH05323085 A JP H05323085A JP 4132129 A JP4132129 A JP 4132129A JP 13212992 A JP13212992 A JP 13212992A JP H05323085 A JPH05323085 A JP H05323085A
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- 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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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】安全系を４系統として運転中においても１系統
の保守を可能とすると共に、配管の共用化により圧力容
器貫通配管数を削減して故障の低減と原子炉圧力容器の
製作および検査の簡易化、安全系と常用系を分離・独立
させて停止時冷却系の操作を簡素化して安全性と信頼性
を向上した沸騰水型原子炉を提供する。 【構成】沸騰水型原子炉の安全系において、原子炉圧力
容器２に貫通した２系統の給水系６ｇ，６ｈと、安全系
として容量 100％の高圧高圧炉心注水系10ａ，10ｂ，10
ｃ，10ｄを４系統設けて内２系統の配管10ａ，10ｂは前
記原子炉圧力容器２に貫通させ、他の２系統の配管10
ｃ，10ｄは前記給水系の配管６ｇ，６ｈに接続すると共
に、この安全系と分離・独立した夫々２系統の停止時冷
却系40および原子炉隔離時冷却系７ａ，７ｂを具備した
ことを特徴とする。
の保守を可能とすると共に、配管の共用化により圧力容
器貫通配管数を削減して故障の低減と原子炉圧力容器の
製作および検査の簡易化、安全系と常用系を分離・独立
させて停止時冷却系の操作を簡素化して安全性と信頼性
を向上した沸騰水型原子炉を提供する。 【構成】沸騰水型原子炉の安全系において、原子炉圧力
容器２に貫通した２系統の給水系６ｇ，６ｈと、安全系
として容量 100％の高圧高圧炉心注水系10ａ，10ｂ，10
ｃ，10ｄを４系統設けて内２系統の配管10ａ，10ｂは前
記原子炉圧力容器２に貫通させ、他の２系統の配管10
ｃ，10ｄは前記給水系の配管６ｇ，６ｈに接続すると共
に、この安全系と分離・独立した夫々２系統の停止時冷
却系40および原子炉隔離時冷却系７ａ，７ｂを具備した
ことを特徴とする。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、原子炉圧力容器の製作
やサイト内検査の容易化、および停止時冷却系の操作の
簡素化に係り、特に運転中の保守が可能な４区分の安全
系を備えた沸騰水型原子炉に関する。
やサイト内検査の容易化、および停止時冷却系の操作の
簡素化に係り、特に運転中の保守が可能な４区分の安全
系を備えた沸騰水型原子炉に関する。
【０００２】
【従来の技術】沸騰水型原子炉においては、万一冷却材
喪失事故（LOCA）が発生すると炉心が損傷する恐れがあ
る。従って、このような事故に際して炉心を早急、かつ
確実に冷却する安全系の装置として非常用炉心冷却系
（ECCS）が装備されている。
喪失事故（LOCA）が発生すると炉心が損傷する恐れがあ
る。従って、このような事故に際して炉心を早急、かつ
確実に冷却する安全系の装置として非常用炉心冷却系
（ECCS）が装備されている。
【０００３】従来の改良型沸騰水型原子炉（ABWR）を例
にすると、安全系と圧力容器貫通配管は図２の系統構成
図に例を示すように、原子炉格納容器１内の中央に原子
炉圧力容器２が、また下部の周囲にはサプレッションプ
ール３が形成されている。さらに原子炉格納容器１の外
部には冷却水貯蔵タンク４が設置されている。
にすると、安全系と圧力容器貫通配管は図２の系統構成
図に例を示すように、原子炉格納容器１内の中央に原子
炉圧力容器２が、また下部の周囲にはサプレッションプ
ール３が形成されている。さらに原子炉格納容器１の外
部には冷却水貯蔵タンク４が設置されている。
【０００４】また安全系は３系統備えてあり、各区分は
夫々、高圧炉心注水系（HPCF）＋低圧注水系（LPFL）、
高圧炉心注水系＋低圧注水系、低圧注水系＋原子炉隔離
時冷却系（RCIC）から成っていて、夫々に図示しない非
常用ディーゼル発電機が設置されている。
夫々、高圧炉心注水系（HPCF）＋低圧注水系（LPFL）、
高圧炉心注水系＋低圧注水系、低圧注水系＋原子炉隔離
時冷却系（RCIC）から成っていて、夫々に図示しない非
常用ディーゼル発電機が設置されている。
【０００５】また原子炉圧力容器２を貫通している主要
配管は、主蒸気配管５ａ，…５ｄ、４本、給水配管６
ａ，…６ｆ、６本、高圧炉心注水（HPCF）配管10ａ，10
ｂ、２本、同じく低圧注水（LPFL）配管20ａ，20ｂ、２
本、および３本の原子炉残留熱除去（RHR ）配管30ａ，
…30ｃの合計17本が接続されている。
配管は、主蒸気配管５ａ，…５ｄ、４本、給水配管６
ａ，…６ｆ、６本、高圧炉心注水（HPCF）配管10ａ，10
ｂ、２本、同じく低圧注水（LPFL）配管20ａ，20ｂ、２
本、および３本の原子炉残留熱除去（RHR ）配管30ａ，
…30ｃの合計17本が接続されている。
【０００６】また低圧注水系の内の１系統の低圧注水配
管20ｂは、前記給水配管６ｂ，６ｄ，６ｆの給水分岐管
６ｈに接続されていて、低圧注水系は原子炉残留熱除去
系（RHR ）の注水モードで機能するもので、安全系と常
用系が兼用している。
管20ｂは、前記給水配管６ｂ，６ｄ，６ｆの給水分岐管
６ｈに接続されていて、低圧注水系は原子炉残留熱除去
系（RHR ）の注水モードで機能するもので、安全系と常
用系が兼用している。
【０００７】なお、上記で高圧炉心注水系は、前記高圧
炉心注水配管10ａ，10ｂと高圧炉心注水ポンプ11ａ，11
ｂが前記サプレッションプール３および冷却水貯蔵タン
ク４と接続されて形成し、低圧注水系は、前記低圧注水
配管20ａ，20ｂおよび20ｃと低圧注水ポンプ21ａ，…21
ｃが前記サプレッションプール３と接続して形成されて
いる。また原子炉残留熱除去は、原子炉残留熱除去配管
30ａ，…30ｃが前記低圧注水配管20ａ，…20ｃのサプレ
ッションプール３側である低圧注水ポンプ21ａ，…21ｃ
の入口側に接続されて形成している。
炉心注水配管10ａ，10ｂと高圧炉心注水ポンプ11ａ，11
ｂが前記サプレッションプール３および冷却水貯蔵タン
ク４と接続されて形成し、低圧注水系は、前記低圧注水
配管20ａ，20ｂおよび20ｃと低圧注水ポンプ21ａ，…21
ｃが前記サプレッションプール３と接続して形成されて
いる。また原子炉残留熱除去は、原子炉残留熱除去配管
30ａ，…30ｃが前記低圧注水配管20ａ，…20ｃのサプレ
ッションプール３側である低圧注水ポンプ21ａ，…21ｃ
の入口側に接続されて形成している。
【０００８】さらに、原子炉隔離時冷却系は、タービン
蒸気駆動の発電機により原子炉隔離時冷却ポンプ７を駆
動して、サプレッションプール３および冷却水貯蔵タン
ク４からの水を給水分岐管６ｇから給水配管６ａ，６
ｃ，６ｅを通して原子炉圧力容器２内に注水するように
構成されている。
蒸気駆動の発電機により原子炉隔離時冷却ポンプ７を駆
動して、サプレッションプール３および冷却水貯蔵タン
ク４からの水を給水分岐管６ｇから給水配管６ａ，６
ｃ，６ｅを通して原子炉圧力容器２内に注水するように
構成されている。
【０００９】
【発明が解決しようとする課題】従来の沸騰水型原子炉
においては、安全系が３系統であるため、原子炉運転中
においては１系統を停止して保守作業を実施することは
できず、このため、全ての作業を定期点検時に行うた
め、この定期点検時には他の作業と重なり、作業量が集
中して労働力の確保等に支障が生じる。また定期点検中
は機器の点検のために安全系の２系統が使用できなくな
る可能性があり、点検中における安全性を低下させる可
能性がある。このため安全系統をもう１区分追加して運
転中における保守を可能とすることが要望されていた。
においては、安全系が３系統であるため、原子炉運転中
においては１系統を停止して保守作業を実施することは
できず、このため、全ての作業を定期点検時に行うた
め、この定期点検時には他の作業と重なり、作業量が集
中して労働力の確保等に支障が生じる。また定期点検中
は機器の点検のために安全系の２系統が使用できなくな
る可能性があり、点検中における安全性を低下させる可
能性がある。このため安全系統をもう１区分追加して運
転中における保守を可能とすることが要望されていた。
【００１０】しかしながら安全系を１区分追加すると、
原子炉圧力容器２における大口径の圧力容器貫通配管数
が現在の17本より増加して大規模な冷却材喪失事故（LO
CA）発生の確率が増すことになる。また原子炉圧力容器
２の製作や、サイト内における検査がさらに複雑になる
という支障があった。
原子炉圧力容器２における大口径の圧力容器貫通配管数
が現在の17本より増加して大規模な冷却材喪失事故（LO
CA）発生の確率が増すことになる。また原子炉圧力容器
２の製作や、サイト内における検査がさらに複雑になる
という支障があった。
【００１１】一方、この原子炉においては、原子炉残留
熱除去系（RHR ）と低圧注水系（LPFL）を兼用している
ため、原子炉残留熱除去系（RHR ）システムが複雑で、
原子炉停止時における誤操作で冷却水のサプレッション
プールへの誤放出が想定される課題もあった。
熱除去系（RHR ）と低圧注水系（LPFL）を兼用している
ため、原子炉残留熱除去系（RHR ）システムが複雑で、
原子炉停止時における誤操作で冷却水のサプレッション
プールへの誤放出が想定される課題もあった。
【００１２】本発明の目的とするところは、安全系を４
系統として運転中においても１系統の保守を可能とする
と共に、配管の共用化により圧力容器貫通配管数を削減
して故障発生の低減と原子炉圧力容器の製作および検査
の簡易化、さらに安全系と常用系の完全分離・独立によ
る停止時冷却系の操作を簡素化して安全性と信頼性が向
上した沸騰水型原子炉を提供することにある。
系統として運転中においても１系統の保守を可能とする
と共に、配管の共用化により圧力容器貫通配管数を削減
して故障発生の低減と原子炉圧力容器の製作および検査
の簡易化、さらに安全系と常用系の完全分離・独立によ
る停止時冷却系の操作を簡素化して安全性と信頼性が向
上した沸騰水型原子炉を提供することにある。
【００１３】
【課題を解決するための手段】沸騰水型原子炉の安全系
において、原子炉圧力容器に貫通した２系統の給水系
と、安全系として容量 100％の高圧高圧炉心注水系を４
系統設けて内２系統の配管は前記原子炉圧力容器に貫通
させ、他の２系統は前記給水系に接続すると共に、この
安全系と分離・独立した夫々２系統の停止時冷却系およ
び原子炉隔離時冷却系を具備したことを特徴とする。
において、原子炉圧力容器に貫通した２系統の給水系
と、安全系として容量 100％の高圧高圧炉心注水系を４
系統設けて内２系統の配管は前記原子炉圧力容器に貫通
させ、他の２系統は前記給水系に接続すると共に、この
安全系と分離・独立した夫々２系統の停止時冷却系およ
び原子炉隔離時冷却系を具備したことを特徴とする。
【００１４】
【作用】安全系として 100％容量の高圧炉心注水系（HP
CF）を４系統備えているため、配管の自己破断、非常用
ディーゼル発電機の単一故障、および運転中の１系統の
保守点検状態で、さらに冷却材喪失事故（LOCA）の発生
を想定しても、炉心の確実な冷却が可能となる。
CF）を４系統備えているため、配管の自己破断、非常用
ディーゼル発電機の単一故障、および運転中の１系統の
保守点検状態で、さらに冷却材喪失事故（LOCA）の発生
を想定しても、炉心の確実な冷却が可能となる。
【００１５】また安全系が４系統に増加しても圧力容器
貫通配管数は貫通配管の共用により削減され、大規模な
冷却材喪失事故発生の確率が低下する。さらに原子炉圧
力容器の製作やサイト内での検査が容易となり、かつ、
常用系である停止時冷却系原子炉停止時冷却系（SHR ）
が安全系から完全に分離・独立されているため、原子炉
停止時に際しての操作が簡易化され、誤操作に起因する
原子炉圧力容器内からの冷却水のサプレッションプール
への誤放出がなくなる。
貫通配管数は貫通配管の共用により削減され、大規模な
冷却材喪失事故発生の確率が低下する。さらに原子炉圧
力容器の製作やサイト内での検査が容易となり、かつ、
常用系である停止時冷却系原子炉停止時冷却系（SHR ）
が安全系から完全に分離・独立されているため、原子炉
停止時に際しての操作が簡易化され、誤操作に起因する
原子炉圧力容器内からの冷却水のサプレッションプール
への誤放出がなくなる。
【００１６】なお、各給水配管、高圧炉心注水配管、原
子炉隔離時冷却配管、原子炉停止時冷却配管は別系統と
してあるため、たとえ給水配管が１本破断したとしても
安全性と信頼性は確保されている。すなわち、高圧炉心
注水系の１系統が運転中での保守作業をしており、別の
１系統が単一故障であっても、残り１系統により炉心の
冷却を有効に行なえる。また原子炉隔離時冷却系（RCI
C）や原子炉停止時冷却系（SHR ）も同様に夫々別個の
系統の給水配管に接続されているので信頼性が確保され
ている。
子炉隔離時冷却配管、原子炉停止時冷却配管は別系統と
してあるため、たとえ給水配管が１本破断したとしても
安全性と信頼性は確保されている。すなわち、高圧炉心
注水系の１系統が運転中での保守作業をしており、別の
１系統が単一故障であっても、残り１系統により炉心の
冷却を有効に行なえる。また原子炉隔離時冷却系（RCI
C）や原子炉停止時冷却系（SHR ）も同様に夫々別個の
系統の給水配管に接続されているので信頼性が確保され
ている。
【００１７】
【実施例】本発明の一実施例を図面を参照して説明す
る。なお、上記した従来技術と同じ構成部分については
同一符号を付して詳細な説明を省略する。
る。なお、上記した従来技術と同じ構成部分については
同一符号を付して詳細な説明を省略する。
【００１８】改良型沸騰水型原子炉（ABWR）を例にする
と、図１の系統構成図に示すように、原子炉格納容器１
内の中央には原子炉圧力容器２が設置され、この周囲の
下部にはサプレッションプール３が形成されている。ま
た原子炉格納容器１の外部には冷却水貯蔵タンク４が別
置されている。
と、図１の系統構成図に示すように、原子炉格納容器１
内の中央には原子炉圧力容器２が設置され、この周囲の
下部にはサプレッションプール３が形成されている。ま
た原子炉格納容器１の外部には冷却水貯蔵タンク４が別
置されている。
【００１９】原子炉圧力容器２に接続されている圧力容
器貫通配管は、安全系と主要配管について、主蒸気配管
５ａ，…５ｄが４本、給水分岐管６ｇ，６ｈに接続され
ている給水配管６ａ，…６ｄが４本、高圧炉心注水（HP
CF）配管10ａ，10ｂが２本、原子炉の停止時冷却（SHR
）配管40が１本の合計11本である。
器貫通配管は、安全系と主要配管について、主蒸気配管
５ａ，…５ｄが４本、給水分岐管６ｇ，６ｈに接続され
ている給水配管６ａ，…６ｄが４本、高圧炉心注水（HP
CF）配管10ａ，10ｂが２本、原子炉の停止時冷却（SHR
）配管40が１本の合計11本である。
【００２０】安全系は 100％容量の高圧炉心注水系が４
系統設けられてあり、夫々の高圧炉心注水配管10ａ，…
10ｄが高圧炉心注水ポンプ11ａ，…11ｄと共に前記サプ
レッションプール３および冷却水貯蔵タンク４に接続し
て形成されている。なお、この高圧炉心注水系配管の内
の配管10ａ，10ｂは前記原子炉圧力容器２に接続されて
いるが、配管10ｃ，10ｄについては高圧炉心注水ポンプ
11ｃ，11ｄの出口側で、夫々前記給水分岐管６ｇ，６ｈ
に接続されている。
系統設けられてあり、夫々の高圧炉心注水配管10ａ，…
10ｄが高圧炉心注水ポンプ11ａ，…11ｄと共に前記サプ
レッションプール３および冷却水貯蔵タンク４に接続し
て形成されている。なお、この高圧炉心注水系配管の内
の配管10ａ，10ｂは前記原子炉圧力容器２に接続されて
いるが、配管10ｃ，10ｄについては高圧炉心注水ポンプ
11ｃ，11ｄの出口側で、夫々前記給水分岐管６ｇ，６ｈ
に接続されている。
【００２１】また過渡時冷却用の原子炉隔離時冷却系
（RCIC）は２系統設けられていて、従来と同様にタービ
ン蒸気駆動の発電機により原子炉隔離時冷却ポンプ７
ａ，７ｂを駆動させると共に、サプレッションプール３
からの水を給水分岐管６ｇ，６ｈと給水配管６ａ，…６
ｄを介して原子炉圧力容器２に注水する。
（RCIC）は２系統設けられていて、従来と同様にタービ
ン蒸気駆動の発電機により原子炉隔離時冷却ポンプ７
ａ，７ｂを駆動させると共に、サプレッションプール３
からの水を給水分岐管６ｇ，６ｈと給水配管６ａ，…６
ｄを介して原子炉圧力容器２に注水する。
【００２２】なお、原子炉停止時冷却系については、前
記安全系から分離・独立させていて、原子炉停止時冷却
配管40と原子炉停止時冷却ポンプ41ａ，41ｂからなり、
原子炉圧力容器２からの取出しは、原子炉停止時冷却配
管40の１本であるが、途中で２本に分岐して、２台の原
子炉停止時冷却ポンプ41ａ，41ｂを経由して前記給水分
岐管６ｇ，６ｈに接続して構成されている。次に上記構
成による作用について説明する。
記安全系から分離・独立させていて、原子炉停止時冷却
配管40と原子炉停止時冷却ポンプ41ａ，41ｂからなり、
原子炉圧力容器２からの取出しは、原子炉停止時冷却配
管40の１本であるが、途中で２本に分岐して、２台の原
子炉停止時冷却ポンプ41ａ，41ｂを経由して前記給水分
岐管６ｇ，６ｈに接続して構成されている。次に上記構
成による作用について説明する。
【００２３】安全系として 100％容量の高圧炉心注水系
（HPCF）を原子炉圧力容器２とサプレッションプール３
および冷却水貯蔵タンク４との間に高圧炉心注水配管10
ａ，…10ｄと高圧炉心注水ポンプ11ａ，…11ｄにより４
系統備えているため、配管の破断事故、非常用ディーゼ
ル発電機の単一故障、および１系統の運転中保守実施を
想定しても、各配管に設けてある図示しない止め弁を作
動させて残りの１系統が使用できるので、万一、冷却材
喪失事故（LOCA）が生じても原子炉圧力容器２内の炉心
の冷却は確実に実施できる。
（HPCF）を原子炉圧力容器２とサプレッションプール３
および冷却水貯蔵タンク４との間に高圧炉心注水配管10
ａ，…10ｄと高圧炉心注水ポンプ11ａ，…11ｄにより４
系統備えているため、配管の破断事故、非常用ディーゼ
ル発電機の単一故障、および１系統の運転中保守実施を
想定しても、各配管に設けてある図示しない止め弁を作
動させて残りの１系統が使用できるので、万一、冷却材
喪失事故（LOCA）が生じても原子炉圧力容器２内の炉心
の冷却は確実に実施できる。
【００２４】また上記従来例の３系統の安全系を、単に
１系統追加して４系統としたのでは圧力容器貫通配管数
が17本以上となり、たとえば主要配管の破断による大規
模な冷却材喪失事故発生の可能性が増すと共に、原子炉
圧力容器２の製作や、サイト内における検査作業が繁雑
となる支障が増大するが、本発明では一部配管を圧力容
器貫通配管に接続、分岐させて共用化すると共に、原子
炉停止時冷却系を安全系から分離・独立させたことによ
り、圧力容器貫通配管数を11本に低減したので大規模な
冷却材喪失事故発生の確率は低減する。また原子炉圧力
容器２の製作やサイト内での検査が簡易化される。
１系統追加して４系統としたのでは圧力容器貫通配管数
が17本以上となり、たとえば主要配管の破断による大規
模な冷却材喪失事故発生の可能性が増すと共に、原子炉
圧力容器２の製作や、サイト内における検査作業が繁雑
となる支障が増大するが、本発明では一部配管を圧力容
器貫通配管に接続、分岐させて共用化すると共に、原子
炉停止時冷却系を安全系から分離・独立させたことによ
り、圧力容器貫通配管数を11本に低減したので大規模な
冷却材喪失事故発生の確率は低減する。また原子炉圧力
容器２の製作やサイト内での検査が簡易化される。
【００２５】さらに、常用系の原子炉停止時冷却系（SH
R ）の停止時における操作が簡便なので、誤操作による
原子炉圧力容器２内の冷却水をサプレッションプール３
へ誤放出するような不具合は生じない。
R ）の停止時における操作が簡便なので、誤操作による
原子炉圧力容器２内の冷却水をサプレッションプール３
へ誤放出するような不具合は生じない。
【００２６】なお、給水配管６ａ，…６ｄ、高圧炉心注
水配管10ａ，…10ｄ、原子炉停止時冷却配管40および原
子炉隔離時冷却（RCIC）配管は、いずれも別系統となっ
ているので、例えば給水配管６ａ，…６ｄの内の１本の
給水配管６ａが破断したとしても安全性や信頼性は確保
されている。
水配管10ａ，…10ｄ、原子炉停止時冷却配管40および原
子炉隔離時冷却（RCIC）配管は、いずれも別系統となっ
ているので、例えば給水配管６ａ，…６ｄの内の１本の
給水配管６ａが破断したとしても安全性や信頼性は確保
されている。
【００２７】すなわち、高圧炉心注水系は１系統の給水
配管６ｂが原子炉運転中の保守作業をしており、別の１
系統の給水配管６ｃが単一故障していても、残りの１系
統の給水配管６ｄが健全であり、炉心の冷却が確実に行
える。
配管６ｂが原子炉運転中の保守作業をしており、別の１
系統の給水配管６ｃが単一故障していても、残りの１系
統の給水配管６ｄが健全であり、炉心の冷却が確実に行
える。
【００２８】また原子炉停止時冷却系の原子炉停止時冷
却配管40や、原子炉隔離時冷却系の配管も夫々別個の系
統の給水分岐管６ｇ，６ｈに接続しているので信頼性が
確保されている。なお、上記の実施態様としては次のも
のがある。
却配管40や、原子炉隔離時冷却系の配管も夫々別個の系
統の給水分岐管６ｇ，６ｈに接続しているので信頼性が
確保されている。なお、上記の実施態様としては次のも
のがある。
【００２９】(1) 前記安全系が容量 100％の高圧高圧炉
心注水系（HPCF）４系統からなり、その中の２系統の配
管は原子炉圧力容器に貫通しており、残りの２系統は給
水配管に分岐接続されている沸騰水型原子炉。 (2) 過渡時冷却用として２系統の原子炉隔離時冷却系
（RCIC）を備えた沸騰水型原子炉。 (3) 給水配管の圧力容器貫通部を４本とし、各２本を分
岐配管により２系統とした沸騰水型原子炉。
心注水系（HPCF）４系統からなり、その中の２系統の配
管は原子炉圧力容器に貫通しており、残りの２系統は給
水配管に分岐接続されている沸騰水型原子炉。 (2) 過渡時冷却用として２系統の原子炉隔離時冷却系
（RCIC）を備えた沸騰水型原子炉。 (3) 給水配管の圧力容器貫通部を４本とし、各２本を分
岐配管により２系統とした沸騰水型原子炉。
【００３０】(4) 停止時冷却系として安全系と完全に分
離・独立した常用の原子炉停止時冷却系（SHR ）２系統
を有し、原子炉圧力容器からの取出し配管１本を分岐し
て給水配管に接続させた沸騰水型原子炉。
離・独立した常用の原子炉停止時冷却系（SHR ）２系統
を有し、原子炉圧力容器からの取出し配管１本を分岐し
て給水配管に接続させた沸騰水型原子炉。
【００３１】
【発明の効果】以上本発明によれば、４系統の安全系が
装備されているにも係わらず、圧力容器貫通配管数が少
なく、原子炉圧力容器の製作やサイト内での検査作業が
簡易化できる。このために大規模の冷却材喪失事故（LO
CA）発生の確率は低減し、運転中の保守が可能であり、
定期点検における作業量が平準化されて、点検の安全性
も向上する。
装備されているにも係わらず、圧力容器貫通配管数が少
なく、原子炉圧力容器の製作やサイト内での検査作業が
簡易化できる。このために大規模の冷却材喪失事故（LO
CA）発生の確率は低減し、運転中の保守が可能であり、
定期点検における作業量が平準化されて、点検の安全性
も向上する。
【００３２】さらに、安全系と常用系を分離・独立した
ことにより、原子炉停止に際して停止時冷却系の操作が
簡素化され、例えば誤操作による冷却水のサプレッショ
ンプールへの誤放出も生じない。この結果、原子炉運転
における安全性と信頼性が向上する効果がある。
ことにより、原子炉停止に際して停止時冷却系の操作が
簡素化され、例えば誤操作による冷却水のサプレッショ
ンプールへの誤放出も生じない。この結果、原子炉運転
における安全性と信頼性が向上する効果がある。
【図１】本発明に係る一実施例の改良型沸騰水型原子炉
の系統構成図。
の系統構成図。
【図２】従来の改良型沸騰水型原子炉の系統構成図。
１…原子炉格納容器、２…原子炉圧力容器、３…サプレ
ッションプール、４…冷却水貯蔵タンク、５ａ，５ｂ，
５ｃ，５ｄ…主蒸気配管、６ａ，６ｂ，６ｃ，６ｄ…給
水配管、６ｇ，６ｈ…給水分岐管、７ａ，７ｂ…原子炉
隔離時冷却（RCIC）ポンプ、10ａ，10ｂ，10ｃ，10ｄ…
高圧炉心注水（HPCF）配管、11ａ，11ｂ，11ｃ，11ｄ…
高圧炉心注水ポンプ、40…原子炉停止時冷却（SHR ）配
管、41ａ，41ｂ…原子炉停止時冷却ポンプ。
ッションプール、４…冷却水貯蔵タンク、５ａ，５ｂ，
５ｃ，５ｄ…主蒸気配管、６ａ，６ｂ，６ｃ，６ｄ…給
水配管、６ｇ，６ｈ…給水分岐管、７ａ，７ｂ…原子炉
隔離時冷却（RCIC）ポンプ、10ａ，10ｂ，10ｃ，10ｄ…
高圧炉心注水（HPCF）配管、11ａ，11ｂ，11ｃ，11ｄ…
高圧炉心注水ポンプ、40…原子炉停止時冷却（SHR ）配
管、41ａ，41ｂ…原子炉停止時冷却ポンプ。
Claims (1)
- 【請求項１】 沸騰水型原子炉の安全系において、原子
炉圧力容器に貫通した２系統の給水系と、安全系として
容量 100％の高圧高圧炉心注水系を４系統設けて内２系
統の配管は前記原子炉圧力容器に貫通させ、他の２系統
は前記給水系に接続すると共に、この安全系と分離・独
立した夫々２系統の停止時冷却系および原子炉隔離時冷
却系を具備したことを特徴とする沸騰水型原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4132129A JPH05323085A (ja) | 1992-05-25 | 1992-05-25 | 沸騰水型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4132129A JPH05323085A (ja) | 1992-05-25 | 1992-05-25 | 沸騰水型原子炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05323085A true JPH05323085A (ja) | 1993-12-07 |
Family
ID=15074074
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4132129A Pending JPH05323085A (ja) | 1992-05-25 | 1992-05-25 | 沸騰水型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH05323085A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100436979B1 (ko) * | 2001-11-20 | 2004-06-23 | 한국수력원자력 주식회사 | 원자력발전소의 기기냉각 장치 |
| JP2008032403A (ja) * | 2006-07-26 | 2008-02-14 | Toshiba Corp | 原子炉給水設備 |
-
1992
- 1992-05-25 JP JP4132129A patent/JPH05323085A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100436979B1 (ko) * | 2001-11-20 | 2004-06-23 | 한국수력원자력 주식회사 | 원자력발전소의 기기냉각 장치 |
| JP2008032403A (ja) * | 2006-07-26 | 2008-02-14 | Toshiba Corp | 原子炉給水設備 |
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