JPS6225292A - 原子力発電プラントにおける復水運用法 - Google Patents

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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は原子力発電プラントの復水運用法に係り、特に
原子力発電プラントで広い配置スペースを要していた復
水貯蔵槽削除を可能とした好適な復水運用法に関する。

・ 〔発明の背景〕 従来の原子力発電プラントでは、主として次の目的で大
容量の復水貯蔵槽を有している。

（１）常用水源 ｉ）復水補給水系運転中の所要復水量の貯蔵江）廃棄物
処理系での処理戻り水の貯蔵ｆｉｔ）燃料交換用水の貯
蔵と戻り水の貯蔵（２）非常用水源 ｉ）原子炉隔離時冷却系、非常用炉心冷却系、運転時の
所要水量の貯蔵 第２図に、従来原子力発電プラントでの復水貯蔵容量の
概略内訳けを示す、同図に示すように。

大地展時の衝激波防止を目的としたスロッシング用デッ
ドスペース１．復水吸込部分における渦の巻きこみ防止
を行うための底部無効容量６、及び復水貯蔵槽水位高高
警報レベルからオーバフローレベルまでの検出用無効容
量２が、プラント要求容量の他に必要となる。またプラ
ント要求容量としては、第３図に示すように、原子炉圧
力容器１０の通常水位（ＮＷＬ）１１から原子炉圧力容
器フランジ面１２までの容量１３．Ｒ子炉ウェル１４の
容量、原子炉圧力容器１０の内部に炉心１９で発生した
蒸気を乾燥させ水と分離しタービン側へ高い乾き度の蒸
気を供給するために設けられた蒸器乾燥器、気水用離器
をプラント定検中に一時的に貯蔵するための機器貯蔵プ
ール１５の容量、さらにプールスロット部の容量１６．
１７の合計容量３（第一図）があり、これらの復水は燃
料交換時水張り用必要水として復水貯蔵槽７から供給さ
れる。

また、復水貯蔵槽７は非常用炉心冷却系水源、及び原子
炉隔離時冷却系水源としての機能も有している０通常、
この非常用水源としての必要容量は、原子炉隔離事象発
生後約８時間に至る炉心崩壊熱により蒸気となって炉心
から失なわれる冷却水の補給容量として設計されている
。この容量を第２図、非常用水源容量５に示す。従って
、原子力発電プラントとして、 （１）気泡巻込防止等の無効容量 （２）燃料交換時水張り用水源 （３）非常用水源 の合計、約３３００　ｒｄ程度の復水貯蔵槽が必要であ
る。

その他、廃棄物処理系における逆洗水・再生水の戻り水
用スペース、タービン側における復水器ホットウェルか
らの戻りスペースを考慮しなければならない場合がある
。

この復水貯蔵槽は、非常用水源確保の観点から高いグレ
ードの耐層クラスＣ８１＝　ｓ、）を要求されること及
び、前記のように大容量の水源を確保する必要があるこ
とから原子力発電プラントの配置設計上１問題となるこ
とが多かった。

一方、沸騰水型原子カプラントは原子炉格納容器内に、
約２０００　ｒｒ［’のサプレッションプール２０を備
えている。第４図に、この概要を示す。サプレッション
プール２０は−１［子炉−次系配管２１の破断事故時に
、ドライウェル２２中に放出される原子炉−次系の蒸気
、水がベント管２３を通してサプレッションプール２０
水中に導入され、ここで凝縮冷却されることによりエネ
ルギーを吸収し、ドライウェル内の圧力上昇を抑えるも
のである。

このように、沸騰水型原子力発電プラントは、大型の復
水貯蔵施設として、復水貯蔵槽７．サプレッションブー
ル２０２機器貯蔵プール１５等があり、プラント施設の
大型化、特に建屋内スペースの拡大を招いていた。

この復水貯蔵施設、特に復水貯蔵槽７の縮少化は、重装
備化する原子力発電プラントにおいて重要な課題である
ことから、最近のプラントでは復水貯蔵槽の縮少に関し
、種々の対策が計画されている。第５図及び第６図はそ
の一例である。

第５図は、′常用水源の大部分をしめる燃料交換用の復
水３が使用されているときは、原子力発電プラントが定
期検査中であり、原子炉隔離時冷却系等の非常用系統は
停止中であるため、従来別個の容量として確保していた
復水は共用化できる”という考えに基づいた常用・非常
用共用化復水貯蔵７である。すなわち、復水の運用法は
次のように行う。

（１）通常運転時（プラント運転中） 非常用水源確保０ため、第５図において下記とする。

１）Ｖｌ　：ロック閉 １ｉ）Ｖ、：開・・・復水移送ポンプ送水１ｉｉ）Ｖ、
：開・・・非常用冷却水送水（２）定検中（プラント停
止中） 燃料交換用水確保の為下記とする。

１）ｖＬ＝開 １ｔ）Ｖ、：閉 １ｉｉ）■、、：開・・・復水移送ポンプ送水このよう
に、プラント常用水と非常用水を共用化することで、従
来の復水貯蔵容量の約７５％とすることが可能である。

第６図は、サプレッションプールに、プール水を浄化す
る専用の系統を設け、プール水を燃料交換時の水張り用
として使用する場合の復水貯蔵槽内訳けである。すなわ
ち、プラント運転サイクルの末期になると、定検に備え
サプレッションプール２０からプール水を循環ポンプ２
７で取水し。

濾過脱塩装置３０を通し浄化を行った後、戻し配ＩＷ３
６を介して再びサプレッションプール２０へ送水する運
転を行う、この浄化運転を行うことで、プール水の水質
は十分燃料交換時の水張り水として使用することが可能
となり、従来復水貯蔵槽の大部分の容量を占めていた第
２図、燃料交換時必要容量３をサプレッションプールで
代用することができるようになる。この結果、第６図に
おける復水貯蔵槽は従来のものの約５５％まで低減され
る。しかしながら、本浄化運転ではプール底に堆積して
いるクラッドまでは除去することが困難である。原子炉
隔離時冷却系が起動する際は、その前に主蒸気配管２１
に設置されている逃がし安全弁３７が炉圧の上昇に伴い
開となり、蒸気が逃がし安全弁３７からサプレッション
プール２０へと、逃がし配管３８を通りプール水内へ吹
きこまれるためプール底部の堆積クラッドが巻き上がる
クラッド・ストーム現象が発生するため、サプレッショ
ンプール２０は、原子炉隔離時冷却系の非常用水源とし
ては使用することが困難であると予想される。従って、
高耐震クラスの復水貯蔵槽７が、浄化設備を有してサプ
レッションプール２０とは別個に要求される。

以上のように、第５図、第６図では最近のプラントで進
められている復水貯蔵槽７の容量低減計画について説明
したが、いずれの場合も容量は低減されたが以前として
高耐震クラスの復水貯蔵槽７が必要であり、復水貯蔵施
設の縮少化に対しては根本的な解決策とはなり得ていな
かった。

なお、特開昭５４−３６４９Ｏｒ非常用炉心冷却装置」
には、第７図に示すように機器貯蔵プール１５と、非常
用炉心冷却系４４との間に、タイライン５２が、止め弁
５３．逆止弁５４を介して設けられている。しかしなが
ら、前記記載の発明内容は、プラント定検時に原子炉ウ
ェル１４２機器貯蔵プール１５．サプレッションプール
２０の水を移送させた結果、サプレッションプール２０
の水位が低下し、非常用炉心冷却系４８のサプレッショ
ンプール２０からの吸込配管が露出し、使用不能となる
ことを防止するため、万一炉心１９より下方に位置する
再循環配管損傷事故等が発生しても原子炉水位低の信号
で弁５３が開き、機器貯蔵プール１５の水が炉心１９に
重力で注入されるようにしたものであり、以下の２点で
本発明の系統構成とは関連しない。

（１）機器貯蔵プールに水張りを行うのはプラント定検
時であること （２）第７図で見られるように復水貯蔵槽７が必要であ
ること すなわち１本願の発明はプラント定検時のみならずプラ
ント通常時も水張りを行い、プラントに設置されている
大容量・高耐震クラスの復水貯蔵槽を完全削除できる復
水運用法及び前記に係る系統構成を提供することにある
。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、原子力発電プラントで使用されている
復水について、適切な復水運用法と前記に係る復水運用
系統構成により従来設置されていた大容量かつ高耐震ク
ラスの復水貯蔵槽を無くした、配置設計上有利な復水貯
蔵運用法を提供することにある。

〔発明の概要〕

沸騰水型原子力発電所は、復水貯蔵槽を除いても、少な
くとも次の復水貯蔵槽施設を有している。

（１）蒸気乾燥器・気水分離器を一時的に貯蔵する機器
貯蔵プール （２）サプレッションプール 従って、脱切な復水運用法及び前項に係る復水運用系統
構成により従来の復水貯蔵槽を全面的に削除することが
可能である。

〔発明の実施例〕

以下、本発明の実施例を第１図により説明する。

この場合、プラントに必要な復水は、プラント通常運転
時とプラント定検時とでは、その目的・容量が異なるた
め、プラントの状態各々について本発明である復水運用
法を示す。

（ｉ）プラント通常運転時 プラント通常運転時は、復水補給水系８の運転中の所用
水量、非常用水源としての容量及び、復水脱塩系の逆洗
・再生水等の容量が必要になる。

この復水の水源は、原子炉ウェル１４と１機器仮置プー
ル１５にて行う、すなわち、従来定検期間中だけに水張
りを行っていた原子炉ウェル１４と機器貯蔵プール１５
に、常時水張りを行い、必要水を供給する構成とする。

原子炉隔離時冷却系４３及び非常用炉心冷却系４４、及
び復水補給水系４５の冷却水吸込口４７を機器貯蔵プー
ル１５内に持ち、各々吸込配管４８止め弁、及び非常用
炉心冷却系ポンプ２６．原子炉隔離時冷却系ポンプ２４
．復水移送ポンプ３５にて復水の供給をできる構成とす
る。このように、各ポンプの水源を原子炉建屋上部とす
ると、ポンプの有効吸込ヘッド（有効ＮＰＳＨ）を十分
に取ることが可能であり。

ポンプ据付位置の選定範囲が広がる効果も生じる。

また、［子炉ウェルにプラント通常運転中常時水を張る
ことから、ガンマ−線の遮へい効果も期待でき、ガンマ
−シールドを削除する事も可能である。このため、原子
炉建屋最上階のオペレーティング・フロアにおけるレイ
ダウンエリアも縮少することが可能である。

なお、原子炉ウェル１４２機器貯蔵プール１５に、常時
水張りを行うためしん介等の混入を防止し、水質を維持
することが必要であるが、これについてはプール全面を
おおう蓋、あるいはシート等の設置により十分対撚可能
である。

（ｉｉ）プラント定期検査中 プラント定検時には、原子炉圧力容器１０の上蓋を取り
外すため１通常運転中に水張りしていた復水を、サプレ
ッションプール２０へ一時的に移行させる。原子炉ウェ
ル１４からサプレッションプール２０への復水の移送は
、復水移送配管５０を使用する。原子炉ウェルの水抜き
終了後、原子炉圧力容器上蓋を取り外し、再びサプレッ
ションプール２０から、原子炉ウェル１４へ水張りを行
い、蒸気乾燥器・気水分離器の移動及び、燃料の交換を
可能とする。サプレッションプール２０の水の浄化は、
サプレッションプール浄化系を使用して、原子炉ウェル
水張り等に必要な水質を確保する。サプレッションプー
ル２０から、原子炉ウェル１４への水張りは、燃料プー
ル冷却浄化系５１、あるいはサプレッションプール浄化
系ポンプ２７を利用して、プール水張りライン３４から
、復水を補給する。

（血）廃棄物処理系及びプラント起動待グランドシール
戻り水対応 従来設置されていた復水貯蔵槽は、廃棄物処理設備から
の戻り水、及びプラント起動時、所内蒸気系によるグラ
ンドシールの戻り水を、受は入れることができるように
設計されていた０本発明により、従来の受は入れ施設施
である復水貯蔵槽は全面的に削除されるが、これらの戻
り水は、約５００ｒｒｌ’と容量的に小さく、余剰水放
出として廃棄物処理系で処理することで対撚可能である
。また、サプレッションプールへ戻すことも考えられる
。

先の実施例では、通常運転時、原子炉ウェル１４及び機
器仮置プール１５に常時水張りを行い復水貯蔵槽７の代
わりとして使用する発明を述べたが、復水の容量として
は、機器貯蔵プール１５の容量だけでも十分であり、機
器貯蔵プール１５のみに水張りを行う方法も考えられる
。以下、この実施例について説明する。

本実施例の場合、原子炉ウェル１４に水張りを行わない
ため、燃料交換時、原子炉圧力容器１０の上蓋を、取り
外す際、原子炉ウェル１４の水抜きを行う必要がなくな
る。このため、サプレッションプール２０は、原子炉ウ
ェル水の受は入れ容量を考慮する必容が無いため、サプ
レッションプール容積を小さくすることが可能である。

以上のように、原子炉通常運転中に１機器貯蔵プール及
び原子炉ウェルに水張りを行い、プラントに必要な復水
を確保することで、従来配置設計上懸案となることの多
かった、復水貯蔵槽を全面的に削除した原子力発電プラ
ントが可能となる。

なお、この種の発明としては、特開昭５９−１９５１９
１　、特願昭５８−６８４２０等がある。

〔発明の効果〕

本発明によれば、以下の効果が期待できる。

（１）大容量・高耐農クラスの復水貯蔵槽が全面削除さ
れるため、建屋内の広い配置スペースが不要となり、配
置設計上有利となる。

（２）水源が、建屋最上部となるため、ポンプの有効Ｎ
ＰＣＨを十分にとることが可能となり、原子炉隔離時冷
却ポンプ、非常用炉心冷却ポンプ等の設置選定範囲が増
加する。

（３）原子炉ウェルに、常時水張りを行った場合、ガン
マ−線に対する遮へい効果が秀れたものになり、従来設
置していたガンマ−シールドが必要となる。

さらにこれに伴いオペレーティング・フロアのレイダウ
ンエリアも縮少される。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明である復水運用法説明図、第２図は従来
プラントにおける復水貯蔵槽内訳けを示す図、第３図は
燃料交換時水張り容量を示す図、第４図はサプレッショ
ンプール浄化系を備えた原子炉廻り全体系統図、第５図
は常用／非常用を共用化した復水貯蔵槽内訳けを示す図
、第６図はサプレッションプール浄化系を備えた場合の
復水貯蔵槽内訳けを示す図、第７図は機器貯蔵プールと
非常用系とにタイラインを設けた先行例の系統図である
。 １・・・スロッシング用上部無効容量、２・・・検出用
無効容量、３・・・燃料交換時水張り容量、４・・・復
水補給水系取り出し用無効容量、５・・・非常用水源、
６・・・うす巻きこみ防止用下部無効、７・・・復水貯
蔵槽、８・・・復水補給水系吸込配管、９・・・非常用
系吸込配管、１０・・・原子炉圧力容器、１１・・・原
子炉通常水位、１２・・・原子炉圧力容器フランジ面、
１３・・・原子炉圧力容器通常水位からフランジ面まで
の容量、１４・・・原子炉ウェル、１５・・・機器貯蔵
プール、１６・・・機器貯蔵プールスロット部、１７・
・・使用済燃料貯蔵プールスロット部、１８・・・使用
済燃料貯蔵プール、１９・・・炉心、２０・・・サブレ
ツションプ）−ル、２１・・・主蒸気配管（原子炉−次
系配管）、２２・・・ドライウェル、２３・・・ベント
管、２４・・・原子炉隔離時冷却系ポンプ、２５・・・
原子炉隔離時冷却系タービン、２６・・・非常用炉心冷
却ポンプ、２７・・サプレッションプール浄化系ポンプ
、２８・・・熱交換器、２９・・・燃料プール冷却浄化
系ポンプ、３０・・・燃料プール冷却浄化系決過説塩装
置、３１・・・燃料プール冷却浄化系熱交換器、３２・
・・スキマサージタンク、３３・・・原子炉格納容器、
３４・・・機器貯蔵プール補給水配管、３５・・・復水
移送ポンプ、３６・・・サプレッションプール戻り配管
、３７・・・逃がし安全弁、３８・・・逃がし安全弁排
出配管、３９・・・プラント常用水、４０・・・切換弁
、４１・・・復水補給水系止め弁、４２・・・非常用系
止め弁、４３・・・原子炉隔離時冷却系、４４・・・非
常用炉心冷却系、４５・・・原子炉隔離時冷却系吸込配
管（復水貯蔵槽側）、４６・・・サプレッションプール
浄化系、４７・・・吸込口、４８・・・非常用炉心冷却
系吸込配管、４９・・・原子炉隔離時冷却系吸込配管、
５０・・・復水移送ライン、５１・・・燃料プール冷却
浄化系。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １、プラント定期検査時、原子炉圧力容器より取り出し
   た気水分離器及び蒸気乾燥器を保管する機器貯蔵ピット
   と、原子炉圧力容器上部に配置される原子炉ウエルにお
   いて、プラント定期検査時のみならず通常運転中も復水
   を貯蔵し、プラント運転時常用水及び非常用水源を確保
   することを特徴とした原子力発電プラントにおける復水
   運用法。