JPH0259699A - 原子炉機器冷却設備の運転方法 - 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】 ［発明の目的］ （産業上の利用分野） 本発明は原子炉および原子炉機器を冷却する原子炉機器
冷却設備の運転方法に係り、特に原子炉ウェルプール廻
りの作業性改善と定期検査（以下、定検と記す）期間の
短縮を両立させた原子炉機器冷却設備の運転方法に関す
る。

（従来の技術） 一般に原子力発電プラントでは約１年に１回の割合で定
検および燃料の交換が行なわれる。燃料交換時には原子
炉ウェルと機器仮置プールに水張りが行なわれている。

また燃料を水中で移動させるため燃料プールゲートが開
けられ、原子炉、原子炉ウェルプール。

機器仮置プール、燃料プールは一つの大きなプ−ルにな
っている。

原子炉には、炉心燃料が、燃料プールには使用済燃料が
置かれ、各々崩壊熱を発生しているので残留熱除去系と
燃料プール冷却浄化系で連続的に冷却を行っている。最
近のプラントでは原子炉機器冷却系からこの両系に冷却
水を供給している。

定検中には各機器の保修点検を実施するが、原子炉停止
直後では崩壊熱が大きいことから２系列で運転する。

以下、第３図を参照しながら従来の運転方法を説明する
。

第３図において、符号１は原子炉ウェルプール。

２は燃料プールを示している。原子炉圧力容器３から取
水された炉水は残留熱除去ポンプ４（４ａ４ｂ）、残留
熱除去熱交換器５　（５ａ、５ｂ＞を通り冷却された後
、原子炉圧力容器３に戻される。

一方、燃料プール水はサージタンク６から取水され、燃
料プール用冷却浄化ポンプ７　（７ａ、７ｂ　）から、
燃料プール用冷却浄化熱交換器８（８ａ。

８ｂ）で冷却、ろ過脱塩装置９　（９ａ、９ｂ　）で浄
化された後、燃料プール２または原子炉ウェルプール１
に戻されている。

残留熱除去熱交換器５　（５ａ、５ｂ　’）及び燃料プ
ール冷却浄化熱交換器８　（８ａ、８ｂ　）で炉水や燃
料プール水と熱交換を行い、温められた冷却水は各々の
熱交換器５，８を流出した後、原子炉機器冷却ポンプ１
０．原子炉機器冷却熱交換器１１　（１１ａ　。

１１ｂ）を通り冷却されて、再び各々の熱交換器５゜８
へ送られる。前記冷却水は常用負荷１２　（１２ａ　。

１２ｂ）へも送られている。

原子炉機器冷却熱交換器１１　（ｌｌａ、１１ｂ）では
前述の冷却水と原子炉機器冷却海水ポンプ１５　（１５
ａ。

１５ｂ）から送られた海水との間で熱交換が行なわれ、
温められた海水は海へ放出される。

第３図申付号１６は海水供給タイライン止め弁、１７は
海水供給タイライン、１８は戻りタイライン止め弁、１
９は戻りタイライン、２０は海水タイラン、２０は海水
タイライン止め弁、２１は海水タイランイ、２２は炉心
燃料、２３は使用済燃料をそれぞれ示している。

第３図から明らかなように、海水供給タイライン止め弁
１６．戻りタイライン止め弁１８及び海水タイライン止
め弁２０は閉じ、原子炉圧力容器３から海へ熱が運ばれ
るルートは独立して第１の系列（Ａ）と第２の系列（Ｂ
）の２系列となっているが、定期期間中は各機器の保修
点検をする必要がおるため、常に２系列の機器を仝台運
転することはできない。

特に原子炉機器冷却海水ポンプ１５　（１５ａ、　１５
　’）については海水をポンプ吸込口まで導いている取
水櫓等の保修点検を行う必要がおるため少なくとも片系
列の全てが使用できなくなる。一方、原子炉機器冷却系
は定検中も冷却水の供給が連絡して必要な常用負荷１２
があるため、２系列ともに全停止することはできない。

そこで、原子炉機器冷却水系には、２系列間に海水タイ
ライン２０を設け、次のような運用を定検時に行ってい
る。

これを第４図について説明する。第４図中、第３図と同
一部分には同一符号で示し、重複する部分の説明は省略
し、その要点のみ述べる。

以下は原子炉機器冷却水系Ａを停止した場合を述べるが
、原子炉機器冷却水系Ｂを停止した場合にはＡ／Ｂの状
態が逆になるだけで、全体の機能に相違はない。

残留熱除去系は例えば１系列（Ｂ側）のみを運転する。

原子炉圧力容器３から取水し、残留熱除去ポンプ４ｂ、
残留熱除去熱交換器５ｂを通して冷却された炉水は圧力
容器３に戻される。

燃料プール冷却浄化系は前述の２系列運転時と同様２系
列を運転する。

原子炉機器冷却水系Ａは原子炉機器冷却ポンプ１０ａを
停止し、残留熱除去熱交換器出口弁１４ａは閉じる。原
子炉機器冷却海水系Ａは海水ポンプ１５ａを停止する。

以上により、原子炉機器冷却系Ａの冷却水ポンプ１０ａ
、原子炉機器冷却熱交換器１１ａおよび原子炉機器冷却
海水系Ａの海水ポンプ１５ａは保修点検が可能となる。

一方、原子炉機器冷却水系Ｂ、原子炉機器冷却海水系Ｂ
は運転しており、残留熱除去熱交換器５ｂ、燃料プール
冷却浄化熱交換器３ｂ、常用負荷１２ｂでは除熱が行な
われる。同時に原子炉機器冷却熱交換器１１ｂ下流から
分岐した海水タイライン２１上の海水タイライン止め弁
２０と、原子炉機器冷却ポンプ１０ｂ上流に接続してい
る戻りタイライン１９上の戻りイライン止め弁１８を開
けて原子炉機器冷却水系Ａにも冷却水を供給する。即ち
、原子炉機器冷却熱交換器１１ｂで冷却された冷却水は
海水タイライン２１へ分流し、燃料プール冷却浄化熱交
換器３ａ、常用負荷１２ａに送られた俊、合流し、戻り
タイライン１９を通じて原子炉機器冷却ポンプ１０ｂに
戻され再び原子炉機器冷却熱交換器１１ｂへ送られる。

この場合、前述した様に残留熱除去熱交換器出口弁１４
ａは閉じているので、残留熱除去熱交換器５ａには通水
されない。通水しない理由は同然交換器５ａに必要な通
水量がタイライン１９゜２１を用いない場合の１系列全
体の冷却水量の約５０％を占めているためである。即ち
、前述のタイライン運転時に残留熱除去熱交換器５ａに
も通水できる様にするには冷却ポンプ１０の容量を約５
０％増やす必要があり、経済的に得策でないからである
。

ところで、プラントの種類により原子炉機器冷却海水系
間にも海水供給タイラインを設けている場合がある。

第４図において、海水ポンプ１５ａ出口から分岐し海水
ポンプ１５ｂ出口に接続する海水供給うイン１７がそれ
でおる。海水供給タイライン１７には海水供給タイライ
ン止め弁１６が設けられ通常は使用しないためその止め
弁１６は閉じている。

この海水給水タイライン１７は何らかの理由で冷却水系
の海水タイライン２１．戻りタイライン１９が利用でき
ない場合の後備として設置されているが、その様な場合
の発生は希と考えられるため、設置しているプラントと
設置していないプラントがある。

（発明が解決しようとする課題） 最近ではプラントの稼動率を良くするため、定期期間の
短縮を図ることが重要な設計課題となっている。一方、
海水ポンプは保修点検作業に長時間装するが、前述した
様に２系列のうち少なくとも１系列は連続運転が必要な
ため、２系列の海水ポンプの保修・点検の作業期間は多
大なものとなっている。従って、定検短縮の為には、原
子炉停止後から１日でも早く海水ポンプの保修を始める
ことが必要となる。しかし、前述した方法による冷却で
は、海水ポンプの停止時期を早めると、原子炉機器冷却
系全体の冷却能力が低下するため、原子炉ウェルプール
１のピーク水温が上がってしまう。

この状態を第５図について説明する。第５図は従来の運
転方法によるプール水温を示しており、縦軸に温度を、
横軸に定検日数を示している。

前述したように海水ポンプの停止に合わせて停止系列側
の冷却水ポンプを停止するとともに残留熱除去熱交換器
への通水を停止するため、炉水は残留熱除去熱交換器１
基で除熱することになり、結果として、原子炉ウェルプ
ール水温が上昇する。

その後プール水温は燃料の崩壊熱減衰に伴って低下する
ので水温はある時点でピークを生じる。

ピーク温度は崩壊熱が大きい程高くなるので、海水ポン
プの停止時期を早めるとピーク温度も高くなる関係とな
る。

定検時には燃料交換等原子炉ウェルプール１の周辺およ
び水面上部で作業が行なわれており、水温の上昇は作業
性の面でマイナスとなる。水温を下げるには熱交換器の
容量をアップすれば良いが、経済的でない。

本発明はこのような点を考慮してなされたもので、短縮
された定検工程でも熱交換器などの容量をアップするこ
となく、原子炉ウェルプールのピーク水温を低く抑える
ことができかつ作業性を改善し得る原子炉機器冷却設備
の運転方法を提供することにある。

［発明の構成］ （課題を解決するための手段） 本発明は原子炉圧力容器内の炉水の一部をその下部から
取水して残留熱除去用熱交換器により冷却し再び原子炉
圧力容器に戻す残留熱除去系を２系列有し、前記残留熱
除去用熱交換器を冷却して温められた冷却水を原子炉機
器冷却熱交換器により冷却した後、再び前記残留除去用
熱交換器に送る原子炉機器冷却系を２系列有し、原子炉
機器冷却海水ポンプから海水を取水し前記原子炉機器冷
却熱交換器に送って冷却する原子炉機器冷却海水系を２
系列有し、前記原子炉機器冷却系の第１の原子炉機器冷
却海水ポンプの出口側と第２の系列の原子炉機器冷却海
水ポンプの出口側を海水供給タイラインにより連絡させ
てなる原子炉機器冷却設備の運転方法に６いて、前記第
１の系列の原子炉機器冷却海水ポンプを停止し、前記第
２の系列の原子炉機器冷却海水ポンプから取水した海水
を前記第２の系列の原子炉機器冷却熱交換器と前記海水
供給タイラインを通して前記第１の系列の原子炉機器冷
却熱交換器に送り冷却することを特徴とする。

（作　用） １基列の原子炉機器冷却海水ポンプ１５ａ（ｔ５ｂ）か
ら同系列の原子炉機器冷却熱交換器１１ａ（ｌｌｂ）と
海水供給タイライン１７を通じて他系列の原子炉機器冷
却熱交換器１１ｂ（ｌｌａ）との双方に海水を供給する
と同時に原子炉機器冷却系２系列、残留熱除去系２系列
を運転する。これにより定検初期の原子炉ウェルプール
水温を低く抑えることができる。

すなわち、原子炉ウェルプールの水は１基列の海水ポン
プ保修点検中でも残留熱除去熱交換器２基により冷却さ
れるので、水温を低く保つことができる。その後、１基
運転に切替る時期を原子炉停止後からより遅くできるの
で切替時のピーク温度を低く抑えることができる。

（実施例） 第１図および第２図を参照しながら本発明に係る原子炉
機器冷却設備の運転方法の一実施例を説明する。

なお、第１図中第３図と同一部分には同一符号を付しで
ある。

第１図において、原子炉圧力容器３．原子炉ウェルプー
ル１および燃料プール２間に障壁はなく一つのプールと
なっている。

原子炉圧力容器３の下部からは残留熱除去ポンプ４　（
４ａ、４ｂ　）　、残留熱除去熱交換器５（５ａ。

５ｂ）を介して原子炉圧力ｄ器に戻る残留熱除去系プー
ルが形成ざ机でいる。

燃料プール２にはサージタンク６が隣接して設置されて
いる。サージタンク６からは燃料プール冷却浄化ポンプ
７　（７ａ、７ｂ　）　、燃料プール冷却浄化熱交換器
８　（８ａ、８ｂ　）　、ろ過説塩装置９（９ａ、９ｂ
　）を経て燃料プール２．原子炉ウェルプール１に連絡
している。

残留熱除去系は２系列設けられてあり、残留熱除去熱交
換器５　（５ａ、５ｂ　）は２基設置されている。燃料
プール冷却浄化系も各機器２基有しており、燃料プール
冷却浄化熱交換器８　（８ａ、８ｂ　）も２基設置され
ている。２基ずつの熱交換器５゜８はＡ、Ｂ系列に分か
れて、やはり２基列の原子炉機器冷却系に配管されてい
る。

原子炉機器冷却ポンプ１０　（１０ａ、１０ｂ　）から
は原子炉機器冷却熱交換器１１　（ｌｌａ、１１ｂ　）
を経て、各熱交換器５，８および常用負荷１２　（１２
ａ、１２ｂ　’）に対して並列に配管されており、下流
側も並列に合流した後原子炉冷却ポンプ１０に接続して
いる。

残留熱除去熱交換器５の冷却水側配管には残留熱除去熱
交換器人口弁１３　（１３ａ、１３ｂ　）と残留熱除去
熱交換器出口弁１４　（１４ａ、１４ｂ　）が設けられ
ている。原子炉機器冷却海水ポンプ１５　（１５ａ、１
５ｂ　）は原子炉機器冷却熱交換器１１　（ｌｌａ、１
１ｂ　）を経て海水の放出配管を出口に接続している。

本発明では、原子炉機器冷却海水ポンプ１５ａを保修点
検のため停止した後、同系からの機器の保修点検を始め
るまでの間数の運転を行う。

原子炉圧力容器３の下部から取水された炉水は、残留熱
除去ポンプ４で昇圧された後残留熱除去熱交換器５で冷
却され原子炉圧力容器３へ戻される。

また、燃料プール２からサージタンク６を経て取水され
たプール水は燃料プール冷却浄化ポンプ７　（７ａ、７
ｂ　）で昇圧された後、燃料プール冷却浄化熱交換器８
　（８ａ、８ｂ　）で冷却され、ろ過脱塩装置９　（９
ａ、９ｂ　）で浄化され、原子炉ウェルプール１または
燃料プール２に戻される。

残留熱除去熱交換器５　（５ａ、５ｂ　）および燃料プ
ール冷却浄化熱交換器８　（８ａ、８ｂ　）で熱交換し
、温められた冷却水は常用負荷１２で温められた冷却水
と合流し、原子炉機器冷却ポンプ１０　（１０ａ。

１０ｔ）　）で昇圧、原子炉機器冷却熱交換器１１で冷
却され、再び残留熱除去熱交換器５．燃料プール冷却浄
化熱交換器８　（８ａ、８ｂ　）で常用負荷１２へ送ら
れる。

原子炉機器冷却海水ポンプ１５ｂで昇圧された海水は原
子炉機器冷却熱交換器１１ｂに送られると同時に海水供
給タイライン１７を通じて他系統の原子炉機器冷却熱交
換器１１ａにも送られ、熱交換して温められた後、海へ
放出される。

しかして、海水ポンプの保修に要する期間は他の機器に
比較して長いので海水系を片系列停止した時点から何日
間かは他の機器を運転できる。海水ポンプか保修点検開
示が遅れてもクリティカルにはならない。この間海水系
はタイライン運転。

冷却水系は２系列運転を行えば海水系の片系列全停止ま
での時間が稼げるので崩壊熱の減衰に見合ったピーク温
度の低減効果が得られる。すなわち、定検短縮のため海
水ポンプの停止時期を早くした場合、従来例のように片
系列の原子炉機器冷却ポンプと原子炉機器冷却海水系を
同時に停止すると停止時の原子炉ウェルプール水のピー
ク温度は第５図に示すように高いものになるが本実施例
によれば第２図に示すようにピーク温度を低く抑えるこ
とができる。

［発明の効果］ 本発明によれば定検短縮のために海水ポンプの停止時期
を早くした場合でも設備容量をアップすることなく停止
時の原子炉ウェルプール水のピーク温度を低く抑えるこ
とができる。また、原子炉ウェルプール廻りの作業性を
改善し定検短縮を達成できる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る原子炉機器冷却設備の運転方法の
一実施例を説明するための系統図、第２図は本発明の運
転方法によるプール水温を示す特性図、第３図および第
４図はそれぞれ従来の運転方法を説明するための系統図
、第５図は従来の運転方法によるプール水温を示す特性
図でおる。 １・・・原子炉ウェルプール ２・・・燃料プール ３・・・原子炉圧力容器 ４・・・残留熱除去ポンプ ５・・・残留熱除去熱交換器 ６・・・サージタンク ７・・・燃料プール冷却浄化ポンプ ８・・・燃料プール冷却浄化熱交換器 ９・・・ろ過脱塩装置 １０・・・原子炉機器冷却ポンプ １１・・・原子炉機器冷却熱交換器 １２・・・常用負荷 １３・・・残留熱除去熱交換器人口弁 １４・・・残留熱除去熱交換器出口弁 １５・・・原子炉機器冷却海水ポンプ １６・・・海水供給タイライン止め弁 １７・・・海水供給タイライン １８・・・戻りタイライン止め弁 １９・・・戻りタイライン ２０・・・海水タイライン止め弁 ２１・・・海水タイライン ２２・・・炉心燃料 ２３・・・使用済燃料 （８７３３）代理人　弁理士　猪　股　祥　晃（ばか　
１名） 第１／１死月（Ａ） 才２の系列（Ｂ） 第　３ 図 湯度 ￥４図

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 原子炉圧力容器内の炉水の一部をその下部から取水して
   残留熱除去用熱交換器により冷却し再び原子炉圧力容器
   に戻す残留熱除去系を２系列有し、前記残留熱除去用熱
   交換器を冷却して温められた冷却水を原子炉機器冷却熱
   交換器により冷却した後、再び前記残留熱除去用熱交換
   器に送る原子炉機器冷却系を２系列有し、原子炉機器冷
   却海水ポンプから海水を取水し前記原子炉機器冷却熱交
   換器に送つて冷却する原子炉機器冷却海水系を２系列有
   し、前記原子炉機器冷却系の第１の系列の原子炉機器冷
   却海水ポンプの出口側と第２の系列の原子炉機器冷却海
   水ポンプの出口側を海水供給タイラインにより連絡させ
   ている原子炉機器冷却設備の運転方法において、前記第
   １の系列の原子炉機器冷却海水ポンプを停止し、第２の
   系列の原子炉機器冷却海水ポンプから取水した海水を第
   ２の系列の原子炉機器冷却熱交換器と前記海水供給タイ
   ラインを通して前記第１の系列の原子炉機器冷却熱交換
   器に送り冷却することを特徴とする原子炉機器冷却設備
   の運転方法。