JPH08240687A - サプレッションプール水移送系 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【目的】核分裂生成物を大気中へ放出することなく安全
にシビアアクシデントを終息する。 【構成】第１のプラントＡと隣接して設置されている第
２のプラントＢの残留熱除去系に設置された熱交換器６
へ第１のプラントＡのサプレッションプール水を移送す
ることができる配管とポンプおよび弁により構成する。
また、第２のプラントＢのサプレッションプール水を第
１のプラントＡの残留熱除去系ＲＨＲを経由して第１の
プラントＡの原子炉圧力容器１および原子炉格納容器２
へ移送することができる配管とポンプおよび弁により構
成する。しかして、シビアアクシデントプラントのサプ
レッションプール水を健全側プラントへ移送し、健全側
プラントの残留熱除去系で除熱し、シビアアクシデント
を終息することができる。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は原子力発電所に用いられ
る原子炉格納容器内のサプレッションプール水移送系に
関する。

【０００２】

【従来の技術】図５に示したように従来の沸騰水型原子
炉（以下ＢＷＲと記す）の原子炉格納容器（以下、ＰＣ
Ｖと記す）２は一般にドライウェルＤとウェットウェル
Ｗに分割され、ドライウェルＤ内には原子炉圧力容器
（以下、ＲＰＶと記す）１や原子炉一次系が内包され、
ウェットウェルＷ内にはサプレッションプール３のプー
ル水が収容されている。

【０００３】ＰＣＶ２の設計にあたってはその設計基準
事象である原子炉一次系配管の破断にともなう冷却材喪
失事故を想定して厳重に行うことがわが国の指針で義務
づけられている。一次系配管破断時に流出した蒸気はド
ライウェルＤからサプレッションプール３へベント管４
を通して導かれ凝縮するため、ＰＣＶ２内の圧力上昇を
抑制する構造となっている。

【０００４】また、蒸気の凝縮によってサプレッション
プール３の水温が上昇すると、残留熱除去系（以下ＲＨ
Ｒと記す）を運転することによりＲＨＲに設けられた熱
交換器６によってサプレッションプール３の冷却を行う
ことができ、サプレッションプール３の温度を常に低く
保つことができる。

【０００５】図５は第１のプラントＡと、この第１のプ
ラントに隣接して設置されている第２のプラントＢの残
留熱除去系ＲＨＲを示している。第１のプラントＡと第
２のプラントＢとは同じ構成になっているが、各プラン
トＡＢの同一部分は第１のプラントＡが１桁数字に対し
て10番台符号を付している。

【０００６】すなわち、各プラントＡＢともにＲＰＶ
１、11はＰＣＶ２、12内に設置され、ＰＣＶ２、12の下
部にはサプレッションプール３、13がベント管４、14を
介して接続している。

【０００７】サプレッションプール３、13にはＲＨＲポ
ンプ５、15が接続し、ＲＨＲポンプ５、15はＲＨＲ熱交
換器６、16に接続し、このＲＨＲ熱交換器６、16は配管
および弁27、29を介しＰＣＶ２、12のドライウェルＤ内
のドライウェルスプレイノズル７、17に接続しまた、Ｒ
ＰＶ１、11に弁28、30を介して接続する配管を有してい
る。

【０００８】サプレッションプール３、13の下部はサプ
レッションプール水移送系ポンプ８、18が接続し、これ
らの移送系ポンプ８、18は弁23、24および逆止弁を介し
て配管接続している。弁23と24との間から分岐し循環配
管および弁、ポンプを介してサプレッションサージタン
ク（ＣＳＳＴ）９が接続している。

【０００９】第１のプラントＡの弁27の入口側配管から
分岐して従来のＲＰＶ１、ＰＣＶ２の注水用ポンプ40が
接続し、このポンプ40は復水貯蔵タンク（ＣＳＴ）41に
接続し、ＣＳＴ41にはＣＳＴへの外部水源補給端42が接
続している。

【００１０】このように構成された原子力発電所で、現
実には有り得ないほど可能性の小さなことであるが、異
常な事象が発生し、２系統以上有するＲＨＲが多重に故
障しＰＣＶ２からの除熱が完全にできないような事故あ
るいはＲＰＶ１への冷却水の補給手段が多重に喪失して
しまう事故（以下シビアアクシデントと記す）を想定
し、その場合にも原子力発電所の安全性が保てるように
対策を施している。

【００１１】ＰＣＶ２からの除熱が完全に喪失するよう
なシビアアクシデントが発生し、この状態が長時間継続
するとＰＣＶ２内は高温高圧状態になる。このような事
故を想定して、ドライウェルＤやウェットウェルＷ内の
高温の蒸気や非凝縮性のガスをサプレッションプール３
を通して排気塔から大気中へ放出するための格納容器ベ
ント設備39を設置することが検討されている。

【００１２】また、原子炉への注水手段がまったく無い
場合には、炉心が損傷し燃料の破損に至ることになり、
燃料棒内にある核分裂生成物（以下ＦＰと記す）がＰＣ
Ｖ２内へ放出してくることになる。さらに、溶融した炉
心（炉心溶融物）はＲＰＶ１を破壊し、ＰＣＶ２内の圧
力、温度を上昇させ、ＰＣＶ２が破損する事態に至る可
能性がある。

【００１３】これらの事象を防止するために、ＲＰＶ１
或いはドライウェルスプレイノズル７等へ復水貯蔵タン
ク（以下ＣＳＴと記す）41の冷却水、外部の水源から復
水補給水系、消火系等の利用可能なポンプを用いて注水
する手段や、そのための設備の検討がされている。図５
中、符号42はＣＳＴ41に接続するＣＳＴへの外部水源補
給端である。

【００１４】

【発明が解決しようとする課題】格納容器ベント設備を
起動してＰＣＶ２内の高温の蒸気や雰囲気ガスを放出す
ると、サプレッションプール水を通すので、このサプレ
ッションプール水によってドライウェルＤ内に含まれる
粒子状のＦＰはサプレッションプール水内に保持される
ため、大気中へ放出されるガスの中に粒子状ＦＰは殆ど
含まれないが、わずかな粒子状ＦＰが大気中へ放出され
る可能性がある。

【００１５】また、ＦＰの中にはガス状の物質があり、
サプレッションプール水中で保持されないので、格納容
器ベントを作動するとガス状のＦＰは大気中へ放出され
る可能性がある。これらのＦＰ放出の生じるシビアアク
シデントの発生の可能性は極めて小さいものであり、万
一放出があったとしても大きな影響はないものである
が、可能な限り安全性を高める観点や一般公衆への影響
の観点からは、好ましいものではない。

【００１６】一方、ＰＣＶからの除熱手段としてドライ
ウェルクーラを利用することが検討されている。ドライ
ウェルクーラによる除熱ではＰＣＶ内のガスが直接大気
中へ放出されることはないが、ドライウェルクーラは通
常運転時の除熱が目的であるため、シビアアクシデント
時の高温高圧蒸気雰囲気状態では十分なＰＣＶ２からの
除熱が期待できない。

【００１７】ドライウェルクーラの冷却系は一般にＲＨ
Ｒの冷却系と兼用であるため、冷却系故障によってＲＨ
Ｒが機能喪失した場合は、ドライウェルクーラが使用で
きなくなるという問題点があった。

【００１８】また、ＣＳＴ41や外部の水源から復水補給
系や消火系ポンプによってＰＣＶ内に注水するとＰＣＶ
２内の圧力は一時的には低減するものの、長時間に亘っ
て注水を継続するとＰＣＶ２内に注水した水が貯まり、
ＰＣＶ２内の空間部が減少することに伴ない、圧力上昇
が生じることになるため、ＰＣＶ２内のガスを放出する
必要があるという課題がある。

【００１９】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、格納容器ベント設備のように格納容器の雰囲
気ガスを放出することなく、事故時にも原子炉格納容器
からの除熱が可能となるようなサプレッションプール水
移送系を提供することであり、そのために隣接プラント
のＲＨＲを有効に利用して除熱を行うことのできるよう
なサプレッションプール水移送系を提供することにあ
る。

【００２０】また、本発明はＣＳＴや外部水源からの注
水を継続する場合のＰＣＶ内の冷却水の蓄水現象を防止
するため、ＰＣＶの冷却のために注水した水を外部にと
り出し、これをまた冷却に使用するように循環させるこ
とにより、ＰＣＶ内の圧力、温度の上昇を抑えることが
できる注水系を有するサプレッションプール水移送系を
提供することにある。

【００２１】

【課題を解決するための手段】本発明の請求項１記載の
サプレッションプール水移送系は、第１のプラントのＲ
ＨＲが機能喪失している場合にもサプレッションプール
水を第２のプラントのＲＨＲを経由して、隣接プラント
のサプレッションプールへ移送することができ、第２の
プラントのサプレッションプール水を隣接プラントのサ
プレッションプール水移送系により第１のプラントのＲ
ＨＲを経由して、ＲＰＶ及びトライウェルスプレイ或い
はサプレッションプールへ移送することができる設備で
あることを特徴とする。

【００２２】請求項２記載のサプレッションプール水移
送系は、ポンプおよび弁類を運転操作用制御回路により
中央制御室に接続することを特徴とする。これにより事
故時にＲＨＲの多重故障によりＰＣＶからの除熱ができ
ない場合でも、隣接プラントのＲＨＲによってＰＣＶか
らの除熱が可能となるよう、中央操作室において全ての
運転操作を行うことができる。

【００２３】請求項３記載のサプレッションプール水移
送系は、ポンプおよび弁類を非常用ディーゼル発電機か
らの給電設備に接続することを特徴とする。これにより
サプレッションプール水移送系の運転と隣接プラントに
よる除熱に必要な電源を非常用電源から供給することが
できる。

【００２４】

【作用】これにより、ＲＨＲが機能喪失しＰＣＶからの
除熱ができない場合でも、ＰＣＶからの除熱を可能に
し、又、ＲＰＶ及びＰＣＶへの代替の注水を可能にし、
ＰＣＶの健全性を維持し、原子力プラントの安全性を向
上することができるものである。

【００２５】請求項１に記載した発明は、第１および第
２のツインプラントにおいて、第１のプラントのＲＨＲ
が多重故障しＰＣＶからの除熱ができない場合でも高温
になったサプレッションプール水を第２のプラントのＲ
ＨＲ熱交換器へ移送しそこで除熱し、これを第２のプラ
ントのサプレッションプールに移すことができる。

【００２６】また、第２のプラントで冷却されたサプレ
ッションプール水をサプレッションプール水移送系によ
りＲＨＲが機能喪失している第１のプラントのＰＣＶ内
に移送することができる。冷却水はＲＰＶ内、ドライウ
ェル及びサプレッションプールのいずれにも移送するこ
とができる。これらの連続運転により第１のプラントの
ＰＣＶ内に貯まった熱を除却することを可能としてい
る。

【００２７】このため、事故が発生し、ＲＨＲが多重故
障で機能喪失しているよな場合でも、ＰＣＶからの除熱
を確実に行うことによりＰＣＶの破損を防止、ＦＰの放
出を回避することができる。

【００２８】さらに、ＰＣＶの圧力、温度の低減のため
に必要な注水の水源をサプレッションプールとしてお
り、これを第２のプラントのＲＨＲで除熱して第１のプ
ラントに注水し、注水した水はＰＣＶ内で温度が上昇
し、サプレッションプールに移送するがまたこれを冷却
し、注水するという循環ラインを形成することによりＰ
ＣＶ内に水が貯まることがなくサプレッションプール水
を有効に使用できる。

【００２９】請求項２に記載した発明は、サプレッショ
ンプール水移送系において、隣接プラントのＲＨＲへサ
プレッションプール水を移送できるように系統の運転を
行う操作が中央制御室での操作のみで行うことが可能と
なるようにサプレッションプール水移送系に用いるポン
プ弁の作動を遠隔操作できるものである。このため、事
故時に運転員が原子炉建屋内に立ち入る必要が無くな
り、運転員の不必要な被曝を回避できる。

【００３０】請求項３に記載した発明は、サプレッショ
ンプール水移送系による第２のプラントのＲＨＲへの、
サプレッションプール水の移送に関する運転に必要な電
源を非常用電源から供給するものである。このため、外
部電源に依存する常用電源が喪失した場合でも、非常用
ディーゼル発電機からの給電により、格納容器からの除
熱が可能となる。

【００３１】万一、非常用ディーゼル発電機が故障した
としても、第２のプラントからの電源を非常用電源に融
通する操作によってもサプレッションプール水移送系の
運転が可能となる。

【００３２】

【実施例】図１により本発明に係るサプレッションプー
ル水移送系の第１の実施例を説明する。図１おいて、第
１のプラントＡと、この第１のプラントＡに隣接して第
２のプラントＢが設置されている。各プラントＡ、Ｂと
もにＲＰＶ１、11はＰＣＶ２、12内に設置され、ＰＣＶ
２、12の下部にはサプレッションプール３，13がベント
管４、14を介して接続している。

【００３３】サプレッションプール３、13にはＲＨＲポ
ンプ５、15が接続し、ＲＨＲポンプ５，15はＲＨＲ熱交
換器６、16に接続し、このＲＨＲ熱交換器６、16は配管
および弁27、29を介しＰＣＶ２、12のドライウェルＤ内
のドライウェルスプレイノズル７、17に接続し、また、
ＲＰＶ１、11に弁28、30を介して接続する配管を有して
いる。

【００３４】サプレッションプール３、13の下部はサプ
レッションプール水移送系ポンプ８、18が接続し、これ
らの移送系ポンプ８、18は弁23、24および逆止弁を介し
て配管接続している。弁23と弁24との間から分岐し循環
配管および弁、ポンプを介してサプレッションプールサ
ージタンク（ＣＳＳＴ）９が接続している。

【００３５】分岐した配管とは別に弁24の流出側から分
岐して第１のプラントＡのドライウェルスプレイノズル
７に接続する配管にサプレッションプール水移送系連絡
配管21が接続し、この連絡配管21にサプレッションプー
ル水移送系の構成弁25が接続されている。一方、この連
絡配管21とは別に弁を介して第２プラントＢのドライウ
ェルスプレイノズル17に接続する配管にサプレッション
プール水移送系連絡配管22がサプレッションプール水移
送系の構成弁26が接続されている。

【００３６】第１のプラントＡのサプレッションプール
３にはプール水が貯蔵されており、定期検査時にサプレ
ッションプール水をサプレッションプール水サージタン
ク９に移送するため、サプレッションプール水移送系ポ
ンプ８が設けられている。第２のプラントＢにおいて
も、同様にサプレッションプール水はサプレッションプ
ール水移送系ポンプ18によって、サプレッションプール
水サージタンクへ移送することができる。

【００３７】第１のプラトＡには、サプレッションプー
ル３を水源としてＲＰＶ１やＰＣＶ２へ注水することが
できるＲＨＲポンプ５が設けられており、サプレッショ
ンプール水はＲＨＲ熱交換器６により冷却された後、Ｐ
ＣＶ２やＲＰＶ１へ注水できる構成となっているので、
ＰＣＶ２内で発生した熱はＲＨＲ熱交換器６により除熱
される。

【００３８】又、サプレッションプール水移送系ポンプ
８又は18によってサプレッションプール水を配管21又は
22及び弁25又は26を通してＲＨＲ系の配管に移送するこ
とができ、これによりドライウェルスプレイ７又は17に
送水することができる構成となっている。

【００３９】図２は図１の本発明のサプレッションプー
ル水移送系の動作状況を表す系統図である。ＲＨＲ系が
多重故障し、ＰＣＶ12からの除熱機能が喪失して事故に
至った第１のプラントＡでＲＨＲ系が多重故障してお
り、サプレッションプール３の冷却ができない状態の場
合には、サプレッションプール水移送系ポンプ８を利用
することにより、事故発生プラントのサプレッションプ
ール水を第２のプラントＢの健全なＲＨＲの熱交換器16
へ移送し、ここで高温のサプレッションプール水が冷却
され、さらにサプレッションプールへ移行することにな
る。また、冷却されたサプレッションプール水13は、健
全プラントのサプレッションプール水移送系ポンプ18で
再び事故プラント側のＲＨＲへ戻され、ドライウェルス
プレイ７等へ移送され、ベント管４を通して再びサプレ
ッションプール３へ戻すことができることになる。

【００４０】図３に示す本発明の第２の実施例では図１
に示した構成において、サプレッションプール水移送系
におけるポンプ、弁等を運転操作用制御回路32、34によ
り中央制御室31、33に接続している。これによりポンプ
弁操作等の制御を中央制御室31、33で全て可能としてい
る。

【００４１】図４に示す本発明の第３の実施例では図１
に示した構成において、サプレッションプール水移送系
の弁操作等に必要な電源を、非常用電源ディーゼル発電
機35、37からの給電設備36、38により給電が可能な構成
となっている。このため外部電源喪失に伴なう常用電源
の喪失時にも、非常用電源の供給を受けて隣接プラント
のＲＨＲが使用可能となり、事故発生プラントのＰＣＶ
からの除熱を達成できる。

【００４２】

【発明の効果】本発明によれば、シビアアクシデント時
のドライウェルからの除熱を、ＲＨＲが多重故障してい
る場合でも隣接する第２のプラントのＲＨＲによって高
い信頼性をもって実施することが可能であるため、ＰＣ
Ｖの破損を防止することができる。

【００４３】また、ＲＰＶやＰＣＶへの注水がサプレッ
ションプールを水源として行うことができ、この冷却水
を循環させて用いることによって、ＰＣＶ内が注水によ
って貯水することがなく、ＰＣＶ内の圧力上昇を生じな
い。

【００４４】さらに従来より設置が検討されてきた格納
容器ベント設備では、減圧のための格納容器内の雰囲気
を大気中へ放出するため、ごく微量ながらＦＰが放出さ
れるという問題があったが、本発明によれば、ＦＰを大
気中へ放出することなく安全にシビアアクシデントを終
息することができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係るサプレッションプール水移送系の
第１の実施例を一部ブロックで示す系統図。

【図２】図１におけるサプレッションプール水移送系の
作用を説明する系統図。

【図３】本発明に係るサプレッションプール水移送系の
第２の実施例を一部ブロックで示す系統図。

【図４】本発明に係るサプレッションプール水移送系の
第３の実施例を一部ブロックで示す系統図。

【図５】従来のサプレッションプール水移送系とシビア
アクシデント時の対応設備を一部ブロックで示す系統
図。

【符号の説明】

１，11…ＲＰＶ、２，12…ＰＣＶ、３，13…サプレッシ
ョンプール、４，14…ベント管、５，15…ＲＨＲポン
プ、６，16…ＲＨＲ熱交換器、７，17…ドライウェルス
プレイノズル、８，18…サプレッションプール水移送系
ポンプ、９…サプレッションプールサージタンク、21，
22…サプレッションプール水移送系連絡配管、24，25，
26…サプレッションプール水移送系の構成弁、27，28，
29，30…ＲＨＲの構成弁、31，33…中央制御室、32，34
…運転操作用制御回路、35，37…非常用ディーゼル発電
機、36，38…非常用ディーゼル発電機からの給電設備、
39…従来の収納容器ベント設備、40…従来のＲＰＶ，Ｐ
ＣＶの注水用ポンプ、41…ＣＳＴ、42…ＣＳＴへの外部
水源補給端。

Claims (3)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 原子炉格納容器のサプレッションプール
   水サージタンクを配管で接続し、プール水を移送するた
   めのポンプ及び弁で構成するサプレッションプール水移
   送系において、第１のプラントと隣接して設置されてい
   る第２のプラントの残留熱除去系に設置された熱交換器
   へ前記第１のプラントのサプレッションプール水を移送
   することができる配管とポンプおよび弁により構成さ
   れ、前記第２のプラントのサプレッションプール水を前
   記第１のプラントの残留熱除去系を経由して前記第１の
   プラントの原子炉圧力容器および原子炉格納容器へ移送
   する配管とポンプおよび弁を設けてなることを特徴とす
   るサプレッションプール水移送系。
2. 【請求項２】 前記ポンプおよび弁類は運転操作用制御
   回路により中央制御室に接続されていることを特徴とす
   る請求項１記載のサプレッションプール水移送系。
3. 【請求項３】 前記ポンプおよび弁類は非常用ディーゼ
   ル発電機からの給電設備に接続されていることを特徴と
   する請求項１記載のサプレッションプール水移送系。