JPS606897A - 燃料プ−ル冷却浄化系 - Google Patents
燃料プ−ル冷却浄化系Info
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- JPS606897A JPS606897A JP58114701A JP11470183A JPS606897A JP S606897 A JPS606897 A JP S606897A JP 58114701 A JP58114701 A JP 58114701A JP 11470183 A JP11470183 A JP 11470183A JP S606897 A JPS606897 A JP S606897A
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- 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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- Separation Using Semi-Permeable Membranes (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For 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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は、燃料プール冷却浄化系の改良に関するもので
ある。
ある。
原子炉建屋内に設置される燃料プールは、使用済燃料や
原子炉非常時炉心から取り出される燃料を冷却貯蔵する
ものであって、水中に存在する不純物を取り除いてプー
ル水の水質を絹持する必要がある。
原子炉非常時炉心から取り出される燃料を冷却貯蔵する
ものであって、水中に存在する不純物を取り除いてプー
ル水の水質を絹持する必要がある。
第１図は燃料プール冷却浄化系の従来例を示す全体的系
統図で、この系統は、燃料ゾール１、スキマサージタン
ク２、ポンプ３、ろ過脱塩器４、熱交換器５、スパー、
ンーヤ６および上記各部を連絡する閉ループラインと各
種バルブとから構成されている。
統図で、この系統は、燃料ゾール１、スキマサージタン
ク２、ポンプ３、ろ過脱塩器４、熱交換器５、スパー、
ンーヤ６および上記各部を連絡する閉ループラインと各
種バルブとから構成されている。
ここで、燃料プール１内に通常取出し予定の使用済燃料
が貯蔵されている場合の冷却浄化モードを、第２図にも
とづいて説明する。
が貯蔵されている場合の冷却浄化モードを、第２図にも
とづいて説明する。
燃料プール１のプール水は、プール１内に貯蔵されてい
る使用済燃料の崩壊熱によって加温される。加温された
プール水は、スキマサージタンク２にオーバフローした
後、ポンプ３によって熱交換器５に運ばれ、核部で冷却
される。なお、プール水は、熱交換器５の上流に設置さ
れているろ過脱塩器４によって浄化される。ろ過脱塩器
４で浄化、熱交換器５で冷却されたプール水は、ライン
７を通って燃料プール１に戻され、スパージャ６を介し
てプール１の底部に吐出される。
る使用済燃料の崩壊熱によって加温される。加温された
プール水は、スキマサージタンク２にオーバフローした
後、ポンプ３によって熱交換器５に運ばれ、核部で冷却
される。なお、プール水は、熱交換器５の上流に設置さ
れているろ過脱塩器４によって浄化される。ろ過脱塩器
４で浄化、熱交換器５で冷却されたプール水は、ライン
７を通って燃料プール１に戻され、スパージャ６を介し
てプール１の底部に吐出される。
次に、原子炉非常時、全炉心燃料を燃料プール１内に貯
蔵する場合の冷却浄化モードを、第３図にもとづいて説
明する。
蔵する場合の冷却浄化モードを、第３図にもとづいて説
明する。
燃料プール冷却浄化系の熱交換器５は、通常取出し予定
の使用済燃料を冷却するように設計されているため、原
子炉非常時、炉心から取シ出された全ての燃料を燃料プ
ール１内に貯蔵すると、上記した燃料ブール冷却浄化系
の熱交換器５だけては、全炉心燃料の崩壊熱を除去する
ことができず、プール水温を設計値以下に抑えることが
できない。
の使用済燃料を冷却するように設計されているため、原
子炉非常時、炉心から取シ出された全ての燃料を燃料プ
ール１内に貯蔵すると、上記した燃料ブール冷却浄化系
の熱交換器５だけては、全炉心燃料の崩壊熱を除去する
ことができず、プール水温を設計値以下に抑えることが
できない。
このだめ、従来、全炉心燃料が燃料プール１内に取り出
された場合は、原子炉残留熱除去系（図中、符号１００
は燃料プール冷却浄化系から原子炉残留熱除去系へのプ
ール水送込みライン、２００ｉｌ−１゜原子炉残留熱除
去系から燃料プール冷却浄化系へのプール水戻りライン
を示している）を利用し、プール水の一部を残留熱除去
系に導くことにより、熱交換器５の容量不足を補償する
ようにしている。
された場合は、原子炉残留熱除去系（図中、符号１００
は燃料プール冷却浄化系から原子炉残留熱除去系へのプ
ール水送込みライン、２００ｉｌ−１゜原子炉残留熱除
去系から燃料プール冷却浄化系へのプール水戻りライン
を示している）を利用し、プール水の一部を残留熱除去
系に導くことにより、熱交換器５の容量不足を補償する
ようにしている。
第４図は原子炉残留熱除去系の全体的系統図で、この系
統は、ポンプ８、熱交換器９などから構成され、通常は
、原子炉停止時、炉心で発生する残留熱の除去に用いら
れる。すなわち、原子炉停止と同時にポンプ８を運転す
ることにより、原子炉炉水は、ライン１０を通って熱交
換器９に運ばれ、熱交換器９で冷却されだ炉水は、ライ
ン１１を経て」−記ライン１０に戻される。
統は、ポンプ８、熱交換器９などから構成され、通常は
、原子炉停止時、炉心で発生する残留熱の除去に用いら
れる。すなわち、原子炉停止と同時にポンプ８を運転す
ることにより、原子炉炉水は、ライン１０を通って熱交
換器９に運ばれ、熱交換器９で冷却されだ炉水は、ライ
ン１１を経て」−記ライン１０に戻される。
これに対し、原子炉非常時、炉心から取り出された全て
の燃料を燃料プール（第３図の符号１）内に貯蔵する場
合は、既述のように、第３図に符号５で示す燃料プール
冷却浄化系熱交換器だけでは、全炉心燃料の崩壊熱を除
去することができない。このため、従来、全炉心燃料が
燃料プール１内に取り出された場合は、第３図に符号１
００で示すラインから第５図に同符号（１００）で示す
ラインにプール水の一部を送り込み、原子炉残留熱除去
系の熱交換器９でそのプール水を冷却する。
の燃料を燃料プール（第３図の符号１）内に貯蔵する場
合は、既述のように、第３図に符号５で示す燃料プール
冷却浄化系熱交換器だけでは、全炉心燃料の崩壊熱を除
去することができない。このため、従来、全炉心燃料が
燃料プール１内に取り出された場合は、第３図に符号１
００で示すラインから第５図に同符号（１００）で示す
ラインにプール水の一部を送り込み、原子炉残留熱除去
系の熱交換器９でそのプール水を冷却する。
熱交換器９で冷却されたプール水は、第５図に符号２０
０で示すラインから第３図に同符号（２００）で示すラ
インに戻され、燃料プール１に至る。
０で示すラインから第３図に同符号（２００）で示すラ
インに戻され、燃料プール１に至る。
このように、従来においては、原子炉非常時、原子炉残
留熱除去系の熱交換器を運転することにより、燃料プー
ル冷却浄化系熱交換器の容量不足を補償するようにして
いる。
留熱除去系の熱交換器を運転することにより、燃料プー
ル冷却浄化系熱交換器の容量不足を補償するようにして
いる。
しかしながら、原子炉残留熱除去系は、上記の説明から
も明らかなように、冷却能力は有していても、浄化能力
は有していないため、原子炉非常時、燃料プール水を浄
化する働きは、相変らず燃料プール冷却浄化系のろ過脱
塩器に依存せざるを得ない。
も明らかなように、冷却能力は有していても、浄化能力
は有していないため、原子炉非常時、燃料プール水を浄
化する働きは、相変らず燃料プール冷却浄化系のろ過脱
塩器に依存せざるを得ない。
本発明は、以」二の点を考慮してなされたものであって
、その目的とするところに１原子炉非常時、燃料プール
水を冷却する能力のみならず、浄化する能力をも充分に
備えた、改良されだ燃料ブール冷却浄化系を提供しよう
とするものである。
、その目的とするところに１原子炉非常時、燃料プール
水を冷却する能力のみならず、浄化する能力をも充分に
備えた、改良されだ燃料ブール冷却浄化系を提供しよう
とするものである。
〔発明の概要〕
上記目的を達成するだめ、本発明は、燃料プールと、ス
キマサージタンクと、ポンプと、熱交換器と、ろ過脱塩
器と、」二記各部を連絡する閉ループラインとを備えて
なる原子力発電施設の燃料プール冷却浄化系において、
上記本来の燃料プール冷却浄化系以外に、原子炉非常時
炉心の全ての燃料を燃料プールに取り出した場合に、当
該燃料プールのプール水を原子炉冷却拐浄化系に送り込
んで再び燃料プールに帰還させる冷却浄化バックアツブ
ラインを備え／こことを第１の特徴とし、第２の特徴と
するところは、」二記第１の構成に加えて、原子炉非常
時態別プールのプール水全原子炉残留熱除去系に送り込
んで再び燃料プールに帰還させる冷却バックアップライ
ンをさらに併設した点にある。
キマサージタンクと、ポンプと、熱交換器と、ろ過脱塩
器と、」二記各部を連絡する閉ループラインとを備えて
なる原子力発電施設の燃料プール冷却浄化系において、
上記本来の燃料プール冷却浄化系以外に、原子炉非常時
炉心の全ての燃料を燃料プールに取り出した場合に、当
該燃料プールのプール水を原子炉冷却拐浄化系に送り込
んで再び燃料プールに帰還させる冷却浄化バックアツブ
ラインを備え／こことを第１の特徴とし、第２の特徴と
するところは、」二記第１の構成に加えて、原子炉非常
時態別プールのプール水全原子炉残留熱除去系に送り込
んで再び燃料プールに帰還させる冷却バックアップライ
ンをさらに併設した点にある。
以下、本発明を、第６図ないし第８図の一実施例にもと
づいて詳細に説明する。
づいて詳細に説明する。
第６図において、符号Ａは燃料プール冷却浄化系、符号
Ｂは原子炉冷却（Ａ浄化系を示し、燃料プール冷却浄化
系Ａは、燃料プール］、スキマサージタンク２、ポンプ
３、ろ過脱塩器４、熱交換器５、スパージャ６および上
記各部を連絡する閉ループラインと各種・・ルブとから
構成されている。
Ｂは原子炉冷却（Ａ浄化系を示し、燃料プール冷却浄化
系Ａは、燃料プール］、スキマサージタンク２、ポンプ
３、ろ過脱塩器４、熱交換器５、スパージャ６および上
記各部を連絡する閉ループラインと各種・・ルブとから
構成されている。
寸だ、原子炉冷却′Ａ２／４４化系Ｂは、再生熱交換器
１２、非再生熱交換器１３、ろ過脱塩器Ｊ４および上記
各部を連絡する閉ループラインと各種バルブとから構成
されている。［ン用」、１００は燃料プール冷却浄化系
Ａから原子炉残留熱除去系（図示省略）−８のプール水
送込みライン、２００ｄ原子炉残留熱除去系から燃第ら
１プール冷却浄化系Ａ・＼のブール水戻りライン、３０
０は燃半」シーノド冷却浄化系Ａから原子炉冷却（シ浄
化系Ｂへのプール水送込みライン、４００は原子炉冷却
）ｌＡ浄化系１３から燃料プール冷却浄化系Ａへのブー
）ｌｙ水戻りラインを示している。
１２、非再生熱交換器１３、ろ過脱塩器Ｊ４および上記
各部を連絡する閉ループラインと各種バルブとから構成
されている。［ン用」、１００は燃料プール冷却浄化系
Ａから原子炉残留熱除去系（図示省略）−８のプール水
送込みライン、２００ｄ原子炉残留熱除去系から燃第ら
１プール冷却浄化系Ａ・＼のブール水戻りライン、３０
０は燃半」シーノド冷却浄化系Ａから原子炉冷却（シ浄
化系Ｂへのプール水送込みライン、４００は原子炉冷却
）ｌＡ浄化系１３から燃料プール冷却浄化系Ａへのブー
）ｌｙ水戻りラインを示している。
ここで、燃料プール１内に通常取出し予定の使用済燃料
が貯蔵されている場合の冷却浄化モードを、第７図にも
とづいて説明する。
が貯蔵されている場合の冷却浄化モードを、第７図にも
とづいて説明する。
燃料プールｌのノール水は、プール１内に貯蔵されてい
る使用済燃料の崩壊熱によって加温される。加温された
プールｙＪ＜ （ｃｉ、スキマサージタンク２にオーバ
フローし７た後、ポンプ３によって熱交換器５に選ばれ
、核部で冷却される。なお、プール水は、熱交換器５の
上流に設置されているろ過脱塩器４によって浄化される
。ろ過脱塩器４で浄化、熱交換器５で冷却されたプール
水水ば、ライン７を通って燃料プール］−に戻され、ス
ノクージャ６を介してプール１の底部に吐出される。
る使用済燃料の崩壊熱によって加温される。加温された
プールｙＪ＜ （ｃｉ、スキマサージタンク２にオーバ
フローし７た後、ポンプ３によって熱交換器５に選ばれ
、核部で冷却される。なお、プール水は、熱交換器５の
上流に設置されているろ過脱塩器４によって浄化される
。ろ過脱塩器４で浄化、熱交換器５で冷却されたプール
水水ば、ライン７を通って燃料プール］−に戻され、ス
ノクージャ６を介してプール１の底部に吐出される。
次に、原子炉非常時、全炉心燃料を燃料プール］内に貯
蔵する場合の冷却浄化モードを、第８図にもとついて説
明する。
蔵する場合の冷却浄化モードを、第８図にもとついて説
明する。
燃料プール冷却浄化系へ〇熱交換器５（は、通常取出［
−予定の使用済燃ｉｌｌを冷却するように設計されてい
る／こめ、原子炉非常時、炉心から取り出された全ての
燃料を燃料プール内に貯蔵すると、上記した燃ネ・１プ
ール冷却浄化系八〇熱交換器５だけては、全炉心態別の
崩壊熱を除！することができず、プール水温を設計値以
１：に抑えることができない。このため、全炉心燃第」
が燃料プール１内に取り出された場合（は、ライン３０
０を利用し、プール水の一部を原子炉冷却拐浄化系Ｂに
導くことにより、熱交換器５の容量不足を補償する。す
なわち、原子炉非常時、炉心には、燃料が装架されてい
ないので、炉心を原子炉冷却材浄化系Ｂで冷却浄化する
必要はなく、本発明においては、上記原子炉冷却イＪ浄
化系Ｂを、原子炉非常時における燃ＭＳＩゾール冷却浄
化系Ａのハックアップ系統として利用する。第８図にお
いて、原子炉停止時、う、イン３００を経て原子炉冷却
材浄化系Ｂに１ンζり込゛まれたプール水の一部ｄ、原
〕−炉冷却」」浄化系Ｂの非再生熱交換器］３て冷却さ
）１、ろ過脱塩器１４で浄化される。非ｆＪｆ生熱交換
器１；３て（／＞却さハ、ろ過脱塩器１４て浄化され／
こプール水ｆ／−ｊ１、レイン４００を経て燃第・１ゾ
ール冷却浄化系への燃イー（プール１に戻される。なお
、原子炉非常時、ヘイ１プール１のゲ−１・を閉鎖しだ
１１ｊ後におけるノール１内の熱負荷が大きい場合は、
ライン１００および２００を開き、原子炉残留熱除去系
をイ／１／”ＩＩすることもてきる。
−予定の使用済燃ｉｌｌを冷却するように設計されてい
る／こめ、原子炉非常時、炉心から取り出された全ての
燃料を燃料プール内に貯蔵すると、上記した燃ネ・１プ
ール冷却浄化系八〇熱交換器５だけては、全炉心態別の
崩壊熱を除！することができず、プール水温を設計値以
１：に抑えることができない。このため、全炉心燃第」
が燃料プール１内に取り出された場合（は、ライン３０
０を利用し、プール水の一部を原子炉冷却拐浄化系Ｂに
導くことにより、熱交換器５の容量不足を補償する。す
なわち、原子炉非常時、炉心には、燃料が装架されてい
ないので、炉心を原子炉冷却材浄化系Ｂで冷却浄化する
必要はなく、本発明においては、上記原子炉冷却イＪ浄
化系Ｂを、原子炉非常時における燃ＭＳＩゾール冷却浄
化系Ａのハックアップ系統として利用する。第８図にお
いて、原子炉停止時、う、イン３００を経て原子炉冷却
材浄化系Ｂに１ンζり込゛まれたプール水の一部ｄ、原
〕−炉冷却」」浄化系Ｂの非再生熱交換器］３て冷却さ
）１、ろ過脱塩器１４で浄化される。非ｆＪｆ生熱交換
器１；３て（／＞却さハ、ろ過脱塩器１４て浄化され／
こプール水ｆ／−ｊ１、レイン４００を経て燃第・１ゾ
ール冷却浄化系への燃イー（プール１に戻される。なお
、原子炉非常時、ヘイ１プール１のゲ−１・を閉鎖しだ
１１ｊ後におけるノール１内の熱負荷が大きい場合は、
ライン１００および２００を開き、原子炉残留熱除去系
をイ／１／”ＩＩすることもてきる。
本発明は以上のごときであり、本発明によれＯ」２、原
子炉非常時、燃料ゾール１のプール水は、燃料プール冷
却浄化系へのろ過脱塩器４と原子炉冷却材浄化系Ｂのろ
過脱塩器１４とによって浄化が促進されるものであり、
原子炉残留熱除去系を非常時のバノクアノグ系としてい
た従来に比べてプール水の浄化能力を高めることができ
る。
子炉非常時、燃料ゾール１のプール水は、燃料プール冷
却浄化系へのろ過脱塩器４と原子炉冷却材浄化系Ｂのろ
過脱塩器１４とによって浄化が促進されるものであり、
原子炉残留熱除去系を非常時のバノクアノグ系としてい
た従来に比べてプール水の浄化能力を高めることができ
る。
なお、原子炉残留熱除去系と原子炉冷却拐浄化系との冷
却能力を比較すると、原子炉残留熱除去系〉原子炉冷却
材浄化系の関係にあるが、上記残留熱除去系と冷却材浄
化系とを併設しておけば、原子炉非常時、冷却を促進さ
せるか浄化を促進させるかによってバックアップ系統を
選択することも可能である。
却能力を比較すると、原子炉残留熱除去系〉原子炉冷却
材浄化系の関係にあるが、上記残留熱除去系と冷却材浄
化系とを併設しておけば、原子炉非常時、冷却を促進さ
せるか浄化を促進させるかによってバックアップ系統を
選択することも可能である。
また、原子炉残留熱除去系と原子炉冷却材浄化系とを併
設すると、その両系統の保守・点検を交互におこなうこ
とができる。たとえば、原子炉非常時、冷却を促進させ
る目的で、いま、原子炉残留熱除去系を選択していたも
のとする。原子炉残留熱除去系のポンプと熱交換器とは
、２系列に分けられているが、そのうち、１系列のポン
プに故障が発生したと仮定した場合、燃料プール冷却浄
化系のバックアンプ系統を原子炉残留熱除去系から原子
炉冷却材浄化系に切り換えることにより、」二記故障し
たポンプの修理とその系全体の保守・点検は勿論のこと
、故障していないポンプ系全体の保守・点検を−も同時
におこなうことができる。
設すると、その両系統の保守・点検を交互におこなうこ
とができる。たとえば、原子炉非常時、冷却を促進させ
る目的で、いま、原子炉残留熱除去系を選択していたも
のとする。原子炉残留熱除去系のポンプと熱交換器とは
、２系列に分けられているが、そのうち、１系列のポン
プに故障が発生したと仮定した場合、燃料プール冷却浄
化系のバックアンプ系統を原子炉残留熱除去系から原子
炉冷却材浄化系に切り換えることにより、」二記故障し
たポンプの修理とその系全体の保守・点検は勿論のこと
、故障していないポンプ系全体の保守・点検を−も同時
におこなうことができる。
第９図は原子炉建屋内に位置する燃料プールとその周辺
機器の平面的フロア配置図、第１０図は第９図とは異な
る燃料プールとその周辺機器の平面的フロア配置図であ
る。
機器の平面的フロア配置図、第１０図は第９図とは異な
る燃料プールとその周辺機器の平面的フロア配置図であ
る。
第９図および第１０図において、符号１ｒ↓燃１”１プ
ール、２は燃料プール］のスキマサージタンク、Ｊ５は
燃料ブール設置フロア、１６は原子炉ウェル、１７は気
水分離器・蒸気乾燥器ビット、また第１０図において、
符号１８はザブ燃料プール、１９はサブ燃料プール１８
のスキマサージタンクを示している。通常、燃料プール
は、第９図に示すように、１基設けられるが、建屋スペ
ースを有効に利用し、燃料貯蔵容量を大きくしようとす
る場合は、たとえば第１０図へすように、燃料プール１
よりもフロア１５に対して占有率の小さい気水分離器・
蒸気乾燥器ピット１７側にサブ燃ｔ１プール１８を設け
ることができる。
ール、２は燃料プール］のスキマサージタンク、Ｊ５は
燃料ブール設置フロア、１６は原子炉ウェル、１７は気
水分離器・蒸気乾燥器ビット、また第１０図において、
符号１８はザブ燃料プール、１９はサブ燃料プール１８
のスキマサージタンクを示している。通常、燃料プール
は、第９図に示すように、１基設けられるが、建屋スペ
ースを有効に利用し、燃料貯蔵容量を大きくしようとす
る場合は、たとえば第１０図へすように、燃料プール１
よりもフロア１５に対して占有率の小さい気水分離器・
蒸気乾燥器ピット１７側にサブ燃ｔ１プール１８を設け
ることができる。
本発明は、上記のように、燃料プールを２基設置した場
合にも適用することができるものであって、次に、その
具体的構成を、第１１図にもとづいて説明する。
合にも適用することができるものであって、次に、その
具体的構成を、第１１図にもとづいて説明する。
第１１図において、符号１８は燃料プール】と併設され
たザブ燃料プール、１９はサブ燃料プール１８のプール
水をオーバフローさせるスキマサージタンク、２０はサ
ブ燃料プール１８の底部付近に設置されたスパージャを
示している。
たザブ燃料プール、１９はサブ燃料プール１８のプール
水をオーバフローさせるスキマサージタンク、２０はサ
ブ燃料プール１８の底部付近に設置されたスパージャを
示している。
ここで、燃料プール１内に通常取出し予定の使用済燃料
が貯蔵されている場合の冷却浄化モードを、第１２図に
もとういて説明する。このとき、サブ燃料プール１８内
に燃料は貯蔵されていない。
が貯蔵されている場合の冷却浄化モードを、第１２図に
もとういて説明する。このとき、サブ燃料プール１８内
に燃料は貯蔵されていない。
燃料プール１のプール水は、プール１内に貯蔵されてい
る使用済燃料の崩壊熱によって加温される。加温された
プール水は、スキマサージタンク２にオーバフローした
後、ポンプ３によって熱交換器５に運ばれ、核部で冷却
される。なお、プール水は、熱交換器５の上流に設置さ
れているろ過脱塩器４によって浄化される。ろ過脱塩器
４で浄化、熱交換器５で冷却されたプール水は、ライン
７を通って燃料プール１に戻され、スパージャ６を介し
てプール１の底部に吐出される。
る使用済燃料の崩壊熱によって加温される。加温された
プール水は、スキマサージタンク２にオーバフローした
後、ポンプ３によって熱交換器５に運ばれ、核部で冷却
される。なお、プール水は、熱交換器５の上流に設置さ
れているろ過脱塩器４によって浄化される。ろ過脱塩器
４で浄化、熱交換器５で冷却されたプール水は、ライン
７を通って燃料プール１に戻され、スパージャ６を介し
てプール１の底部に吐出される。
次に、原子炉非常時、全炉心燃料をザブ燃料プール１８
内に貯蔵する場合の冷却浄化モードを、第１３図にもと
づいて説明する。このとき、燃オ′」プール１内には、
通常取出し予定の使用済燃料が貯蔵されている。
内に貯蔵する場合の冷却浄化モードを、第１３図にもと
づいて説明する。このとき、燃オ′」プール１内には、
通常取出し予定の使用済燃料が貯蔵されている。
第１３図において、燃料ゾール１とサブ燃料プール１８
とを、バルブ３０．４０および５０を介して完全に分離
し、燃料プールＪのゾール水Ｃ」：、燃料プール冷却浄
化系Ａにより冷却浄化をおこなう。また、サブ燃料プー
ル１８のプール水’ｒＪ’、 、、 原子炉残留熱除去
系（図示省略）および原子炉冷ノ、［ｊ材浄化系Ｂによ
り冷却浄化金おこなう。ザブ燃ｔ１プール１８のプール
水の冷却は、原子炉残留熱除去系だけでも充分であるが
、原子炉残留熱除去系には、ろ過脱塩器が設けられてい
ないため、原子炉冷却材浄化系Ｂのろ過脱塩器１４を利
用してザブ燃料プール１８のプール水を浄化する。
とを、バルブ３０．４０および５０を介して完全に分離
し、燃料プールＪのゾール水Ｃ」：、燃料プール冷却浄
化系Ａにより冷却浄化をおこなう。また、サブ燃料プー
ル１８のプール水’ｒＪ’、 、、 原子炉残留熱除去
系（図示省略）および原子炉冷ノ、［ｊ材浄化系Ｂによ
り冷却浄化金おこなう。ザブ燃ｔ１プール１８のプール
水の冷却は、原子炉残留熱除去系だけでも充分であるが
、原子炉残留熱除去系には、ろ過脱塩器が設けられてい
ないため、原子炉冷却材浄化系Ｂのろ過脱塩器１４を利
用してザブ燃料プール１８のプール水を浄化する。
以下、燃料プール１のプール水を冷却浄化する場合と、
ザブ燃料プール１８のプール水を・冷却浄化する場合と
を、項を分けて説明する。
ザブ燃料プール１８のプール水を・冷却浄化する場合と
を、項を分けて説明する。
（燃料プールＪのプール水を冷却浄化する場合）燃料プ
ール１のプール水は、プール１内に貯蔵されている使用
済燃料の崩壊熱によって加温される。加温されたプール
水は、スキマサージタンク２にオーバフローした後、ポ
ンプ３によって熱交換器５に運ばれ、核部で冷却される
。なお、プール水は、熱交換器５の上流に設置されてい
るろ過脱塩器４によって浄化される。ろ過脱塩器４で浄
化、熱交換器５で冷却されたプール水は、ライン７全通
って燃料プール１に戻され、スパージャ６を介してプー
ル１の底部に吐出される。
ール１のプール水は、プール１内に貯蔵されている使用
済燃料の崩壊熱によって加温される。加温されたプール
水は、スキマサージタンク２にオーバフローした後、ポ
ンプ３によって熱交換器５に運ばれ、核部で冷却される
。なお、プール水は、熱交換器５の上流に設置されてい
るろ過脱塩器４によって浄化される。ろ過脱塩器４で浄
化、熱交換器５で冷却されたプール水は、ライン７全通
って燃料プール１に戻され、スパージャ６を介してプー
ル１の底部に吐出される。
（ザブ燃料プール１８のプール水を冷却浄化する場合）
原子炉非常時、サブ燃料プール１８のプール水は、炉心
から取シ出された燃料の崩壊熱によって加温される。加
温されたプール水は、スキマサージタンク１９にオルバ
フローした後、ライン１００および３００を介して原子
炉残留熱除去系（図示省略）および原子炉冷却口浄化系
Ｂに運ばれ、原子炉残留熱除去系の熱交換器および原子
炉冷却材浄化系Ｂの非再生熱交換器１３によって冷却さ
れる。まだ、このとき、サブ燃料プール１８のプール水
は、原子炉冷却材浄化系Ｂのろ過脱塩器１４によって浄
化される。原子炉残留熱除去系の熱交換器で冷却された
プール水は、ライン２００を通ってサブ燃料プール１８
に戻され、スパージャ２０を介してサブ燃料プール１８
の底部に吐出される。一方、原子炉冷却口浄化系Ｂの非
再生熱交換器１３で冷却、ろ過脱塩器１４で浄化された
プール水は、ライン４００を通ってサブ燃料プール１８
に戻され、スパージャ２０を介してザブ燃料プール１８
の底部に吐出される。上記実施例においては、サブ燃料
プール１８のプール水の冷却を、原子炉残留熱除去系（
図示省略）の熱交換器と原子炉冷却材浄化系Ｂの非再生
熱交換器１３とでおこなう場合について例示したが、原
子炉残留熱除去系と原子炉冷却材浄化系の冷却能力を比
較すると、原子炉残留熱除去系〉原子炉冷却口浄化系の
関係にあるため、原子炉非常時、サブ燃料プール１８の
プール水を冷却促進することを目的とする場合は、原子
炉冷却材浄化系Ｂの運転を休止し、原子炉残留熱除去系
のみを運転することもできる。
から取シ出された燃料の崩壊熱によって加温される。加
温されたプール水は、スキマサージタンク１９にオルバ
フローした後、ライン１００および３００を介して原子
炉残留熱除去系（図示省略）および原子炉冷却口浄化系
Ｂに運ばれ、原子炉残留熱除去系の熱交換器および原子
炉冷却材浄化系Ｂの非再生熱交換器１３によって冷却さ
れる。まだ、このとき、サブ燃料プール１８のプール水
は、原子炉冷却材浄化系Ｂのろ過脱塩器１４によって浄
化される。原子炉残留熱除去系の熱交換器で冷却された
プール水は、ライン２００を通ってサブ燃料プール１８
に戻され、スパージャ２０を介してサブ燃料プール１８
の底部に吐出される。一方、原子炉冷却口浄化系Ｂの非
再生熱交換器１３で冷却、ろ過脱塩器１４で浄化された
プール水は、ライン４００を通ってサブ燃料プール１８
に戻され、スパージャ２０を介してザブ燃料プール１８
の底部に吐出される。上記実施例においては、サブ燃料
プール１８のプール水の冷却を、原子炉残留熱除去系（
図示省略）の熱交換器と原子炉冷却材浄化系Ｂの非再生
熱交換器１３とでおこなう場合について例示したが、原
子炉残留熱除去系と原子炉冷却材浄化系の冷却能力を比
較すると、原子炉残留熱除去系〉原子炉冷却口浄化系の
関係にあるため、原子炉非常時、サブ燃料プール１８の
プール水を冷却促進することを目的とする場合は、原子
炉冷却材浄化系Ｂの運転を休止し、原子炉残留熱除去系
のみを運転することもできる。
これとは反対に、ザブ燃料プール１８のプール水を浄化
することを主目的とする場合は、原子炉残留熱除去系の
運転を休止し、原子炉冷却材浄化系Ｂのみを運転するこ
ともできる。
することを主目的とする場合は、原子炉残留熱除去系の
運転を休止し、原子炉冷却材浄化系Ｂのみを運転するこ
ともできる。
なお、第１１図において、燃料プール１の燃料貯蔵容量
が大きい場合、換言すると、 燃料プールｌの燃料貯蔵容量〉通常取出し予定の使用済
燃料十原子炉非常時炉心から取り出される全燃料の嵩 の関係にある場合、通常取出し予定の使用済燃料を燃料
プール１に貯蔵し、原子炉非常時炉心から取り出される
全燃料をサブ燃料プール１８に大きな余裕をもって貯蔵
するか、あるいは通常取出し予定の使用済燃料と原子炉
非常時炉心〃・ら取シ出される全燃料とを燃料プール１
に貯蔵するかは任意であるが、前者を採る場合の冷却浄
化モードは、第１２図および第１３図の冷却浄化モード
をもって説明に代えることができ、後者を採る場合の冷
却浄化モードは、第７図および第８図の冷却浄化モード
をもって説明に代えることができる。
が大きい場合、換言すると、 燃料プールｌの燃料貯蔵容量〉通常取出し予定の使用済
燃料十原子炉非常時炉心から取り出される全燃料の嵩 の関係にある場合、通常取出し予定の使用済燃料を燃料
プール１に貯蔵し、原子炉非常時炉心から取り出される
全燃料をサブ燃料プール１８に大きな余裕をもって貯蔵
するか、あるいは通常取出し予定の使用済燃料と原子炉
非常時炉心〃・ら取シ出される全燃料とを燃料プール１
に貯蔵するかは任意であるが、前者を採る場合の冷却浄
化モードは、第１２図および第１３図の冷却浄化モード
をもって説明に代えることができ、後者を採る場合の冷
却浄化モードは、第７図および第８図の冷却浄化モード
をもって説明に代えることができる。
以上詳述したように、本発明によれば、原子炉非常時、
燃料プール水を冷却する能力のみならず、浄化する能力
をも充分に備えだ、グレードアップされた燃料プール冷
却浄化系を得ることができるものであって、本発明は、
燃料プールが１基の場合のみならず、２基の場合にも適
用が可能である。
燃料プール水を冷却する能力のみならず、浄化する能力
をも充分に備えだ、グレードアップされた燃料プール冷
却浄化系を得ることができるものであって、本発明は、
燃料プールが１基の場合のみならず、２基の場合にも適
用が可能である。
第１図は燃料プール冷却浄化系の従来例を示す全体的系
統図、第２図および第３図はいずれも第１図に示す冷却
浄化系のモード説明図、第４図は原子炉残留熱除去系の
全体的系統図、第５図は第４図に示す残留熱除去系のモ
ード説明図、第６図は本発明の一実施例である燃料プー
ル冷却浄化系の全体的系統図、第７図および第８図はい
ずれも第６図に示す冷却浄化系のモード説明図、第９図
は原子炉建屋内に位置する燃料プールとその周辺機器の
平面的フロア配置図、第１０図は第９図とは異なる燃料
プールとその周辺機器の平面的フａア配置図、第１１図
は本発明の他の実施例である・燃料プール冷却浄化系の
全体的系統図、第１２図および第１３図はいずれも第１
１図に示す冷却浄化系のモード説明図である。 Ａ・・・燃料プール冷却浄化系、Ｂ・・・原子炉冷却材
浄化系、１・・・燃料プール、２・・・スキマサージタ
ンク、３・・・ポンプ、４・・・ろ過脱塩器、５・・・
熱交換器、６・・・スパージャ、７・・・ライン、８・
・・ポンプ、９・・・熱交換器、１０および１１・・・
ライン、１２・・・再生熱交換器、１３・・・非再生熱
交換器、１４・・・ろ過脱塩器、１５・・・燃料プール
設置フロア、１６・・・原子炉ウェル、１７・・・気水
分離器・蒸気乾燥器ピット、１８・・・ザブ燃料プーノ
ペ １９・・・スキマサージタンク、２０・・・スパー
ジャ、３０．４０および５０・・・バルブ、１００，２
００，３００および４００・・・ライン。 第 ７ 図 第２ 図 第 ３ 図 第４図
統図、第２図および第３図はいずれも第１図に示す冷却
浄化系のモード説明図、第４図は原子炉残留熱除去系の
全体的系統図、第５図は第４図に示す残留熱除去系のモ
ード説明図、第６図は本発明の一実施例である燃料プー
ル冷却浄化系の全体的系統図、第７図および第８図はい
ずれも第６図に示す冷却浄化系のモード説明図、第９図
は原子炉建屋内に位置する燃料プールとその周辺機器の
平面的フロア配置図、第１０図は第９図とは異なる燃料
プールとその周辺機器の平面的フａア配置図、第１１図
は本発明の他の実施例である・燃料プール冷却浄化系の
全体的系統図、第１２図および第１３図はいずれも第１
１図に示す冷却浄化系のモード説明図である。 Ａ・・・燃料プール冷却浄化系、Ｂ・・・原子炉冷却材
浄化系、１・・・燃料プール、２・・・スキマサージタ
ンク、３・・・ポンプ、４・・・ろ過脱塩器、５・・・
熱交換器、６・・・スパージャ、７・・・ライン、８・
・・ポンプ、９・・・熱交換器、１０および１１・・・
ライン、１２・・・再生熱交換器、１３・・・非再生熱
交換器、１４・・・ろ過脱塩器、１５・・・燃料プール
設置フロア、１６・・・原子炉ウェル、１７・・・気水
分離器・蒸気乾燥器ピット、１８・・・ザブ燃料プーノ
ペ １９・・・スキマサージタンク、２０・・・スパー
ジャ、３０．４０および５０・・・バルブ、１００，２
００，３００および４００・・・ライン。 第 ７ 図 第２ 図 第 ３ 図 第４図
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、燃料プールと、スキマサージタンクと、ポンプと、
熱交換器と、ろ過脱塩器と、上記各部を連絡する閉ルー
プラインとを備えてなる原子力発電施設の燃料プール冷
却浄化系において、上記本来の燃料プール冷却浄化系以
外に、原子炉非常時炉心の全ての燃料を燃料プールに取
り出した場合に、幽核燃料プールのプール水を原子炉冷
却材浄化系に送り込んで再び燃料プールに帰還させる冷
却浄化バックアノフリインを備えてなることを特徴とす
る燃料プール冷却浄化系。 ２ 燃料プールと、スキマサージタンクと、ポンプと、
熱交換器と、ろ過脱塩器と、」二記各部を連絡する閉ル
ープラインとを備えてなる原子力発電施設の燃料プール
冷却浄化系において、上記本来の燃料プール冷却浄化系
以外に、原子炉非常時炉心の全ての燃料を燃料ゾールに
取り出した場合に、当該燃料プールのプール水を原子炉
冷却材浄化系に送り込んで再び燃料プールに帰還させる
冷却浄化バックアップラインと、上記燃料プールのフー
ル水を原子炉残留熱除去系に送り込んで４■〕び燃料プ
ールに帰還させる冷却バックアップラ・インとを併設し
てなることを特徴とする燃ａ＋ｒ＋プール冷却浄化系。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58114701A JPS606897A (ja) | 1983-06-24 | 1983-06-24 | 燃料プ−ル冷却浄化系 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58114701A JPS606897A (ja) | 1983-06-24 | 1983-06-24 | 燃料プ−ル冷却浄化系 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS606897A true JPS606897A (ja) | 1985-01-14 |
| JPH029720B2 JPH029720B2 (ja) | 1990-03-05 |
Family
ID=14644456
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58114701A Granted JPS606897A (ja) | 1983-06-24 | 1983-06-24 | 燃料プ−ル冷却浄化系 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS606897A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2008203023A (ja) * | 2007-02-19 | 2008-09-04 | Toshiba Corp | 原子力プラントの冷却系 |
| JP2008232880A (ja) * | 2007-03-22 | 2008-10-02 | Toshiba Corp | 燃料プール冷却設備及び燃料プール冷却方法 |
| JP2010096710A (ja) * | 2008-10-20 | 2010-04-30 | Chugoku Electric Power Co Inc:The | 沸騰水型原子力プラントの設備点検方法 |
-
1983
- 1983-06-24 JP JP58114701A patent/JPS606897A/ja active Granted
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2008203023A (ja) * | 2007-02-19 | 2008-09-04 | Toshiba Corp | 原子力プラントの冷却系 |
| JP2008232880A (ja) * | 2007-03-22 | 2008-10-02 | Toshiba Corp | 燃料プール冷却設備及び燃料プール冷却方法 |
| JP2010096710A (ja) * | 2008-10-20 | 2010-04-30 | Chugoku Electric Power Co Inc:The | 沸騰水型原子力プラントの設備点検方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH029720B2 (ja) | 1990-03-05 |
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