米国特許情報 | 欧州特許情報 | 国際公開(PCT)情報 | Google の米国特許検索
 
     特許分類
A 農業
B 衣類
C 家具
D 医学
E スポ−ツ;娯楽
F 加工処理操作
G 机上付属具
H 装飾
I 車両
J 包装;運搬
L 化学;冶金
M 繊維;紙;印刷
N 固定構造物
O 機械工学
P 武器
Q 照明
R 測定; 光学
S 写真;映画
T 計算機;電気通信
U 核技術
V 電気素子
W 発電
X 楽器;音響


  ホーム -> 核技術 -> 株式会社東芝

発明の名称 沸騰水型原子炉設備の更新方法および沸騰水型原子炉設備
発行国 日本国特許庁(JP)
公報種別 公開特許公報(A)
公開番号 特開2005−345158(P2005−345158A)
公開日 平成17年12月15日(2005.12.15)
出願番号 特願2004−162483(P2004−162483)
出願日 平成16年5月31日(2004.5.31)
代理人
発明者 黒田 理知 / 飯倉 隆彦 / 藤木 保伸 / 五十川 克士 / 鈴木 征治郎 / 河村 真一郎 / 狩野 喜二 / 牟田 仁
要約 課題
プラントの安全性の強化と相俟ってプラントの性能向上を図る沸騰水型原子炉設備の更新方法および沸騰水型原子炉設備を提供する。

解決手段
本発明に係る沸騰水型原子炉設備は、原子炉圧力容器20の更新時、炉水の循環を、外部循環構造方式から内部循環構造方式に変更させるインターナルポンプ25を原子炉圧力容器20のダウンカマ22に設置する構成にした。
特許請求の範囲
【請求項1】
原子炉格納容器に収容された原子炉圧力容器内に燃料集合体を装荷し周囲を炉心シュラウドで囲繞した炉心から発生する熱で炉水を蒸気にする沸騰水型原子炉設備を更新する沸騰水型原子炉設備の更新方法において、前記炉水の循環を、外部循環構造方式から内部循環構造方式に変更させて更新することを特徴とする沸騰水型原子炉設備の更新方法。
【請求項2】
炉水の循環を、外部循環構造方式から内部循環構造方式に変更させて更新する際、原子炉再循環部を取り外し、インターナルポンプを設置することを特徴とする請求項1記載の沸騰水型原子炉設備の更新方法。
【請求項3】
前記炉心シュラウドレスを取り外して空間を確保させ、確保させた空間内にインターナルポンプおよびこのインターナルポンプに連接した炉水用チューブを設け、前記炉水の循環を、外部循環構造方式から内部循環構造方式に変更させて更新することを特徴とする請求項2記載の沸騰水型原子炉設備の更新方法。
【請求項4】
原子炉格納容器収容された原子炉圧力容器内に燃料集合体を装荷した炉心を備え、この炉心から生成される熱で炉水を蒸気にする構成の沸騰水型原子炉設備において、前記原子炉圧力容器の更新時、前記炉水の循環を、外部循環構造方式から内部循環構造方式に変更させるインターナルポンプを前記原子炉圧力容器のダウンカマに設置する構成にしたことを特徴とする沸騰水型原子炉設備。
【請求項5】
前記原子炉圧力容器の更新時、前記炉心を炉心シュラウドを有さない炉心シュラウドレス構造にする一方、前記インターナルポンプに連設して炉水用チューブを備えたことを特徴とする請求項4記載の沸騰水型原子炉設備。
【請求項6】
炉心シュラウドレス構造の炉心は、空間部分に燃料集合体を装荷するとともに、前記炉心の最外周側に使用済燃料を装荷する構成にしたことを特徴とする請求項5記載の沸騰水型原子炉設備。
【請求項7】
炉水用チューブは、炉内を循環する炉水の流量を計測する流量計測定装置を備えたことを特徴とする請求項5記載の沸騰水型原子炉設備。
【請求項8】
流量計測定装置は、炉水チューブ内に設けたベンチュリー管と、このベンチュリー管を流れる炉水の流量を計測する流量計と、前記炉水チューブの数に対応して合計流量を計測する加算流量計とで構成したことを特徴とする請求項7記載の沸騰水型原子炉設備。
【請求項9】
前記原子炉圧力容器の更新時、前記原子炉圧力容器の給水配管に流量計測定装置を設け、給水が過流量のとき、前記インターナルポンプのインターナルポンプ駆動装置にトリップ指令またはランバック指令を与える一方、前記燃料棒を駆動する制御棒駆動水圧系にスクラム指令または選択制御棒挿入指令を与える過渡事象緩和制御装置を備えたことを特徴とする請求項4記載の沸騰水型原子炉設備。
【請求項10】
過渡事象緩和制御装置は、計測した給水流量信号に基づいて演算するトランスミッタと、このトランスミッタの演算信号が予め設定された設定値を超えたとき、インターナルポンプを駆動するインターナルポンプ駆動装置にトリップ指令またはランバック指令を与える一方、燃料棒を駆動する制御棒駆動水圧系にスクラム指令または選択制御棒挿入指令を与えるフロースイッチを備えたことを特徴とする請求項9記載の沸騰水型原子炉設備。
【請求項11】
原子炉格納容器に収容された原子炉圧力容器内に燃料集合体を装荷した炉心を備え、この炉心から発生する熱で炉水を蒸気にする構成の沸騰水型原子炉設備において、前記原子炉圧力容器の更新時、前記原子炉圧力容器内の炉水を抽水して再び戻すシャットダウン系と、サプレッションプールのプール水を抽水して前記シャットダウン系に供給する低圧注水系を備えたことを特徴とする沸騰水型原子炉設備。
【請求項12】
シャットダウン系は、原子炉圧力容器の炉水とサプレッションプールのプール水とを切り換えるシャットダウン低圧注水切替弁を備えたことを特徴とする請求項11記載の沸騰水型原子炉設備。
【請求項13】
原子炉格納容器に収容された原子炉圧力容器内に燃料集合体を装荷した炉心を備え、この炉心から発生する熱で炉水を蒸気にする構成の沸騰水型原子炉設備において、前記原子炉圧力容器の更新時、サプレッションプールのプール水を抽水して前記格納容器に供給する格納容器スプレー系と、この格納容器スプレー系から分岐し、抽水した前記プール水を前記原子炉圧力容器に供給する炉心低圧注水系を備えたことを特徴とする沸騰水型原子炉設備。
【請求項14】
原子炉格納容器に収容された原子炉圧力容器内に燃料集合体を装荷した炉心を備え、この炉心から発生する熱で炉水を蒸気にする構成の沸騰水型原子炉設備において、前記原子炉圧力容器の更新時、復水貯蔵タンクからの復水を前記炉心内に挿入される制御棒を駆動する制御棒駆動機構の駆動源となる制御棒駆動水圧制御装置ユニットに供給する制御棒駆動水圧系と、この制御棒駆動水圧系から分岐し、前記復水貯蔵タンクからの復水を前記原子炉圧力容器に供給する炉心高圧注水スプレー系を備えたことを特徴とする沸騰水型原子炉設備。
【請求項15】
原子炉格納容器に収容された原子炉圧力容器内に燃料集合体を装荷した炉心を備え、この炉心から発生する熱で炉水を蒸気にする構成の沸騰水型原子炉設備において、原子炉隔離時冷却系に設けたポンプおよび冷却水注水弁のうち、ポンプに前記原子炉圧力容器の炉水の水位が低いとき、検出した水位信号を基に起動指令を与えるポンプ駆動用炉水水位計と、前記冷却水注水弁に前記原子炉圧力容器の炉水の水位が低いとき、検出した水位信号を基に開弁指令を与える冷却水注水弁用炉水水位計を備えたことを特徴とする沸騰水型原子炉設備。
【請求項16】
原子炉格納容器に収容された原子炉圧力容器内に燃料集合体を装荷した炉心を備え、この炉心から発生する熱で炉水を蒸気にする構成の沸騰水型原子炉設備において、前記原子炉圧力容器の更新時、高圧冷却水タンクからの高圧冷却水を前記原子炉圧力容器に供給する原子炉冷却水供給系と、前記高圧冷却水タンクに高圧気体を供給して高圧冷却水タンクの水面に押圧力を与える高圧気体供給系を備えたことを特徴とする沸騰水型原子炉設備。
【請求項17】
原子炉冷却水供給系は、高圧冷却水タンクから原子炉圧力容器に高圧冷却水を供給する高圧冷却水供給配管に高圧冷却水供給弁を備えるとともに、前記原子炉圧力容器に蒸気逃し弁を備え、前記原子炉圧力容器の炉出力が高くなったとき、前記蒸気逃し弁を開弁させて炉内蒸気を系外ブローさせる一方、前記蒸気逃し弁の開弁信号に基づいて前記高圧冷却水供給弁を開弁させる構成にしたことを特徴とする請求項16記載の沸騰水型原子炉設備。
【請求項18】
高圧気体供給系は、高圧気体供給ボンベから高圧冷却水タンクに高圧気体を供給する高圧気体供給配管に高圧気体供給止め弁を備えるとともに、前記高圧冷却水タンクに高圧気体逃し弁と水位検出計を備え、前記高圧冷却水タンクの水面が予め定められた設定値よりも低くなったとき、水位検出計からの信号で前記高圧気体逃し弁を開弁させ、高圧冷却水タンク内の高圧気体を系外ブローさせる一方、前記高圧気体逃し弁の開弁信号に基づいて前記高圧気体供給止め弁および原子炉冷却水供給系の高圧冷却水供給配管に設けた高圧冷却水供給弁を同時に閉弁させる構成にしたことを特徴とする請求項16記載の沸騰水型原子炉設備。
【請求項19】
原子炉格納容器に収容された原子炉圧力容器内に燃料集合体を装荷した炉心を備え、この炉心から発生する熱で炉水を蒸気にする構成の沸騰水型原子炉設備において、前記原子炉圧力容器の更新時、前記原子炉圧力容器から抽気する蒸気をアイソレーションコンデンサに供給して凝縮させ、この凝縮水を前記原子炉圧力容器に戻すアイソレーションコンデンサ系と、このアイソレーションコンデンサ系のアイソレーションコンデンサ蒸気供給配管から分岐し、前記抽気する蒸気を原子炉格納容器内に供給する格納容器スプレー系を備えたことを特徴とする沸騰水型原子炉設備。
発明の詳細な説明
【技術分野】
【0001】
本発明は、沸騰水型原子炉設備の更新方法および沸騰水型原子炉設備に係り、特に、原子炉圧力容器、炉内構造物およびその付帯設備の健全性および寿命による更新を検討する際、より一層の安全性の強化と、より一層の性能向上を求めて改善を加えた沸騰水型原子炉設備の更新方法および沸騰水型原子炉設備に関する。
【背景技術】
【0002】
例えば、原子力発電プラントでは、沸騰水型原子炉設備の長年の使用に亘る老朽化に伴って更新時期およびその対策が検討されており、その一つとして例えば図19に示すものがある。
【0003】
図19は、更新の適用対象となっている再循環系統を有する型式の沸騰水型原子炉設備を示す概念図である。
【0004】
この沸騰水型原子炉設備は、円筒長筒状の原子炉圧力容器4の炉心9に多数の燃料集合体を装荷し、これら燃料集合体の下端部を炉心支持板10で支持させるとともに、その上端部を上部格子板11で支持させている。
【0005】
炉心支持板10および上部格子板11は、炉心9を囲む円筒状の炉心シュラウド8に固定されており、この炉心シュラウド8はシュラウドサポート等を介して原子炉圧力容器4の下鏡部に固設されている。
【0006】
また、炉心シュラウド8の上部には、スタンドパイプおよび気水分離器7を備えるシュラウドヘッドが設けられ、さらにその上方に蒸気乾燥器12が設置されている。
【0007】
一方、原子炉圧力容器4内の下部には、炉心シュラウド8、シュラウドサポート、原子炉圧力容器4との間にダウンカマ(環状空間)1が形成されており、このダウンカマ1に炉水(冷却材)を循環させて炉心シュラウド8の下部から炉心9に供給する原子炉再循環部13が設けられている。
【0008】
この原子炉再循環部13は、原子炉圧力容器4内にジェットポンプ5を収容し、原子炉圧力容器4外に再循環ポンプ3を備えた再循環配管2を延設し、ダウンカマ1側から吸い込んだ炉水(冷却材)を再循環配管2の再循環ポンプ3を介してジェットポンプ5に供給し、ここからジェットの誘引力を利用して炉心シュラウド8の下部を介して炉心9に炉水(冷却水)を供給する構成にしている。
【0009】
このような構成を備える沸騰水型原子炉設備において、炉心9の燃料集合体に供給される炉水は、燃料集合体から発生する熱で蒸気を生成し、この生成された蒸気を気水分離器7で気水分離し、蒸気乾燥器12で乾燥蒸気として蒸気タービン(図示せず)に供給され、膨張仕事後のタービン排気を復水器(図示せず)で凝縮させた後、給水配管6、給水スパージャ14を介して原子炉圧力容器4内に戻される。
【0010】
このように、ジェットポンプ5を備えた再循環系統を有する型式の沸騰水型原子炉設備に対し、インターナルポンプを有する沸騰水型原子炉設備では、図20に示すように、ダウンカマ1の下部にインターナルポンプ15を設置し、インターナルポンプ15の設置に伴って原子炉再循環部13を取り除いて配管系の破断事故を回避させるとともに、炉水(冷却材)が減少しても炉心9を確実に冠水させて維持する構成にしている。
【0011】
最近の沸騰水型原子炉設備において、現在改良保全の計画が論議されており、この論議に基づいて、例えば、特開2002−341090号公報(特許文献1)、特開2002−311195号公報(特許文献2)、特開2000−180577号公報(特許文献3)、特開2000−346993号公報(特許文献4)、特開平9−145882号公報(特許文献5)、特開平8−285997号公報(特許文献6)、特開平8−62369号公報(特許文献7)、特開平8−62368号公報(特許文献8)、特許第3435270号公報(特許文献9)および特許第3343447号公報(特許文献10)等数多くの発明が開示されている。
【0012】
これら数多くの発明は、建設当時の設計思想を前提として、同じ炉型の設備を建屋内へ搬出入させる技術が中心になっている。
【特許文献1】特開2002−341090号公報
【特許文献2】特開2002−311195号公報
【特許文献3】特開2000−180577号公報
【特許文献4】特開2000−346993号公報
【特許文献5】特開平9−145882号公報
【特許文献6】特開平8−285997号公報
【特許文献7】特開平8−62369号公報
【特許文献8】特開平8−62368号公報
【特許文献9】、特許第3435270号公報
【特許文献10】および特許第3343447号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【0013】
特許文献1〜特許文献10に開示された技術は、更新する沸騰水型原子炉設備を建設当初と同じ炉型形式にしており、主に原子炉圧力容器の取替え工法に重点が置かれている。
【0014】
これに対し、今後の沸騰水型原子炉設備は、設備更新と言えども、従来の設計思想の踏襲に留まらず、より一層の安全性の強化、ひいてはプラント寿命の延長、さらには、より一層のプラント性能の向上が望まれている。
【0015】
本発明は、このような背景に基づいてなされたものであり、より一層のプラントの安全性の強化と相俟って、より一層のプラント性能の向上を図る沸騰水型原子炉設備の更新方法および沸騰水型原子炉設備を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【0016】
本発明に係る沸騰水型原子炉設備の更新方法は、上述の目的を達成するために、請求項1に記載したように、原子炉格納容器に収容された原子炉圧力容器内に燃料集合体を装荷し周囲を炉心シュラウドで囲繞した炉心から発生する熱で炉水を蒸気にする沸騰水型原子炉設備を更新する沸騰水型原子炉設備の更新方法において、前記炉水の循環を、外部循環構造方式から内部循環構造方式に変更させて更新する方法である。
【0017】
また、本発明に係る沸騰水型原子炉設備の更新方法は、上述の目的を達成するために、請求項2に記載したように、炉水の循環を、外部循環構造方式から内部循環構造方式に変更させて更新する際、原子炉再循環部を取り外し、インターナルポンプを設置する方法である。
【0018】
また、本発明に係る沸騰水型原子炉設備の更新方法は、上述の目的を達成するために、請求項3に記載したように、前記炉心シュラウドレスを取り外して空間を確保させ、確保させた空間内にインターナルポンプおよびこのインターナルポンプに連接した炉水用チューブを設け、前記炉水の循環を、外部循環構造方式から内部循環構造方式に変更させて更新する方法である。
【0019】
また、本発明に係る沸騰水型原子炉設備は、上述の目的を達成するために、請求項4に記載したように、原子炉格納容器収容された原子炉圧力容器内に燃料集合体を装荷した炉心を備え、この炉心から生成される熱で炉水を蒸気にする構成の沸騰水型原子炉設備において、前記原子炉圧力容器の更新時、前記炉水の循環を、外部循環構造方式から内部循環構造方式に変更させるインターナルポンプを前記原子炉圧力容器のダウンカマに設置する構成にしたものである。
【0020】
また、本発明に係る沸騰水型原子炉設備は、上述の目的を達成するために、請求項5に記載したように、前記原子炉圧力容器の更新時、前記炉心を炉心シュラウドを有さない炉心シュラウドレス構造にする一方、前記インターナルポンプに連設して炉水用チューブを備えたものである。
【0021】
また、本発明に係る沸騰水型原子炉設備は、上述の目的を達成するために、請求項6に記載したように、炉心シュラウドレス構造の炉心は、空間部分に燃料集合体を装荷するとともに、前記炉心の最外周側に使用済燃料を装荷する構成にしたものである。
【0022】
また、本発明に係る沸騰水型原子炉設備は、上述の目的を達成するために、請求項7に記載したように、炉水用チューブは、炉内を循環する炉水の流量を計測する流量計測定装置を備えたものである。
【0023】
また、本発明に係る沸騰水型原子炉設備は、上述の目的を達成するために、請求項8に記載したように、流量計測定装置は、炉水チューブ内に設けたベンチュリー管と、このベンチュリー管を流れる炉水の流量を計測する流量計と、前記炉水チューブの数に対応して合計流量を計測する加算流量計とで構成したものである。
【0024】
また、本発明に係る沸騰水型原子炉設備は、上述の目的を達成するために、請求項9に記載したように、前記原子炉圧力容器の更新時、前記原子炉圧力容器の給水配管に流量計測定装置を設け、給水が過流量のとき、前記インターナルポンプのインターナルポンプ駆動装置にトリップ指令またはランバック指令を与える一方、前記燃料棒を駆動する制御棒駆動水圧系にスクラム指令または選択制御棒挿入指令を与える過渡事象緩和制御装置を備えたものである。
【0025】
また、本発明に係る沸騰水型原子炉設備は、上述の目的を達成するために、請求項10に記載したように、過渡事象緩和制御装置は、計測した給水流量信号に基づいて演算するトランスミッタと、このトランスミッタの演算信号が予め設定された設定値を超えたとき、インターナルポンプを駆動するインターナルポンプ駆動装置にトリップ指令またはランバック指令を与える一方、燃料棒を駆動する制御棒駆動水圧系にスクラム指令または選択制御棒挿入指令を与えるフロースイッチを備えたものである。
【0026】
また、本発明に係る沸騰水型原子炉設備は、上述の目的を達成するために、請求項11に記載したように、原子炉格納容器に収容された原子炉圧力容器内に燃料集合体を装荷した炉心を備え、この炉心から発生する熱で炉水を蒸気にする構成の沸騰水型原子炉設備において、前記原子炉圧力容器の更新時、前記原子炉圧力容器内の炉水を抽水して再び戻すシャットダウン系と、サプレッションプールのプール水を抽水して前記シャットダウン系に供給する低圧注水系を備えたものである。
【0027】
また、本発明に係る沸騰水型原子炉設備は、上述の目的を達成するために、請求項12に記載したように、シャットダウン系は、原子炉圧力容器の炉水とサプレッションプールのプール水とを切り換えるシャットダウン低圧注水切替弁を備えたものである。
【0028】
また、本発明に係る沸騰水型原子炉設備は、上述の目的を達成するために、請求項13に記載したように、原子炉格納容器に収容された原子炉圧力容器内に燃料集合体を装荷した炉心を備え、この炉心から発生する熱で炉水を蒸気にする構成の沸騰水型原子炉設備において、前記原子炉圧力容器の更新時、サプレッションプールのプール水を抽水して前記格納容器に供給する格納容器スプレー系と、この格納容器スプレー系から分岐し、抽水した前記プール水を前記原子炉圧力容器に供給する炉心低圧注水系を備えたものである。
【0029】
また、本発明に係る沸騰水型原子炉設備は、上述の目的を達成するために、請求項14に記載したように、原子炉格納容器に収容された原子炉圧力容器内に燃料集合体を装荷した炉心を備え、この炉心から発生する熱で炉水を蒸気にする構成の沸騰水型原子炉設備において、前記原子炉圧力容器の更新時、復水貯蔵タンクからの復水を前記炉心内に挿入される制御棒を駆動する制御棒駆動機構の駆動源となる制御棒駆動水圧制御装置ユニットに供給する制御棒駆動水圧系と、この制御棒駆動水圧系から分岐し、前記復水貯蔵タンクからの復水を前記原子炉圧力容器に供給する炉心高圧注水スプレー系を備えたものである。
【0030】
また、本発明に係る沸騰水型原子炉設備は、上述の目的を達成するために、請求項15に記載したように、原子炉格納容器に収容された原子炉圧力容器内に燃料集合体を装荷した炉心を備え、この炉心から発生する熱で炉水を蒸気にする構成の沸騰水型原子炉設備において、原子炉隔離時冷却系に設けたポンプおよび冷却水注水弁のうち、ポンプに前記原子炉圧力容器の炉水の水位が低いとき、検出した水位信号を基に起動指令を与えるポンプ駆動用炉水水位計と、前記冷却水注水弁に前記原子炉圧力容器の炉水の水位が低いとき、検出した水位信号を基に開弁指令を与える冷却水注水弁用炉水水位計を備えたものである。
【0031】
また、本発明に係る沸騰水型原子炉設備は、上述の目的を達成するために、請求項16に記載したように、原子炉格納容器に収容された原子炉圧力容器内に燃料集合体を装荷した炉心を備え、この炉心から発生する熱で炉水を蒸気にする構成の沸騰水型原子炉設備において、前記原子炉圧力容器の更新時、高圧冷却水タンクからの高圧冷却水を前記原子炉圧力容器に供給する原子炉冷却水供給系と、前記高圧冷却水タンクに高圧気体を供給して高圧冷却水タンクの水面に押圧力を与える高圧気体供給系を備えたものである。
【0032】
また、本発明に係る沸騰水型原子炉設備は、上述の目的を達成するために、請求項17に記載したように、原子炉冷却水供給系は、高圧冷却水タンクから原子炉圧力容器に高圧冷却水を供給する高圧冷却水供給配管に高圧冷却水供給弁を備えるとともに、前記原子炉圧力容器に蒸気逃し弁を備え、前記原子炉圧力容器の炉出力が高くなったとき、前記蒸気逃し弁を開弁させて炉内蒸気を系外ブローさせる一方、前記蒸気逃し弁の開弁信号に基づいて前記高圧冷却水供給弁を開弁させる構成にしたものである。
【0033】
また、本発明に係る沸騰水型原子炉設備は、上述の目的を達成するために、請求項18に記載したように、高圧気体供給系は、高圧気体供給ボンベから高圧冷却水タンクに高圧気体を供給する高圧気体供給配管に高圧気体供給止め弁を備えるとともに、前記高圧冷却水タンクに高圧気体逃し弁と水位検出計を備え、前記高圧冷却水タンクの水面が予め定められた設定値よりも低くなったとき、水位検出計からの信号で前記高圧気体逃し弁を開弁させ、高圧冷却水タンク内の高圧気体を系外ブローさせる一方、前記高圧気体逃し弁の開弁信号に基づいて前記高圧気体供給止め弁および原子炉冷却水供給系の高圧冷却水供給配管に設けた高圧冷却水供給弁を同時に閉弁させる構成にしたものである。
【0034】
また、本発明に係る沸騰水型原子炉設備は、上述の目的を達成するために、請求項19に記載したように、原子炉格納容器に収容された原子炉圧力容器内に燃料集合体を装荷した炉心を備え、この炉心から発生する熱で炉水を蒸気にする構成の沸騰水型原子炉設備において、前記原子炉圧力容器の更新時、前記原子炉圧力容器から抽気する蒸気をアイソレーションコンデンサに供給して凝縮させ、この凝縮水を前記原子炉圧力容器に戻すアイソレーションコンデンサ系と、このアイソレーションコンデンサ系のアイソレーションコンデンサ蒸気供給配管から分岐し、前記抽気する蒸気を原子炉格納容器内に供給する格納容器スプレー系を備えたものである。
【発明の効果】
【0035】
本発明に係る沸騰水型原子炉設備の更新方法および沸騰水型原子炉設備は、原子炉圧力容器更新時、炉水の循環を、従来の外部循環構造方式から内部循環構造方式に変更させるインターナルポンプを原子炉圧力容器のダウンカマに設置したので、外部循環構造の配管破断事故を無くすことができ、運転中の原子炉圧力容器の安全性を確実に強化することができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【0036】
以下、本発明に係る沸騰水型原子炉設備の更新方法および沸騰水型原子炉設備の実施形態を図面および図面に付した符号を引用して説明する。
【0037】
図1および図3は、沸騰水型原子炉設備を示す概念図である。なお、図1は、本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第1実施形態を示す概念図であり、図3は建設当初の沸騰水型原子炉設備を示す概念図である。そして、図1と図3とは、更新時の改善点を、建設当初に較べて明確にするため対比させたものである。また、図1および図3ともに、同一構成要素には同一符号を付している。
【0038】
本実施形態に係る沸騰水型原子炉設備の更新方法および更新時の沸騰水型原子炉設備は、円筒状の原子炉圧力容器20の炉心23に多数の燃料集合体を装荷し、これら燃料集合体の下端部を炉心支持板26で支持させるとともに、その上端部を上部格子板27で支持させている。
【0039】
炉心支持板26および上部格子板27は、炉心23を囲む円筒状の炉心シュラウド21に固定されており、この炉心シュラウド21をシュラウドサポート等を介して原子炉圧力容器20の下鏡部に固設させている。
【0040】
また、炉心シュラウド21の上部には、スタンドパイプおよび気水分離器28を備えるシュラウドヘッドが設けられ、さらにその上方に蒸気乾燥器29が設置されている。
【0041】
上述の構成要素は、建設当初の再循環系統を有する型式の沸騰水型原子炉設備の構成要素と同一なので、同一符号を付すにとどめ、重複説明を省略する。
【0042】
一方、更新時の沸騰水型原子炉設備は、原子炉圧力容器20の下部であって、炉心シュラウド21、シュラウドサポート、原子炉圧力容器20との間に形成するダウンカマ(環状空間)22に炉水(冷却材)を循環させて炉心シュラウド21の下部から炉心23に向って供給する炉水循環部24を備えている。
【0043】
この炉水循環部24は、具体的にはインターナルポンプ25であり、図2に示すように、ダウンカマ22に、例えば3台のインターナルポンプ25a,25b,25cを設置し、各インターナルポンプ25a,25b,25cで吸い込んだ炉水(冷却材)を炉心シュラウド21の下部から炉心22に向って供給させている。
【0044】
そして、炉心22から熱を受けた炉水は、飽和蒸気として図1に示す気水分離器28に供給され、ここで湿分と蒸気とに分離され、さらに蒸気乾燥器29で乾き蒸気に乾燥され、図示しない蒸気タービンに供給される。
【0045】
また、蒸気タービンで膨張仕事を終えたタービン排気は図示しない復水路にて凝縮されて復水になり、昇圧昇温させて給水として給水配管30、給水スパージャ31を介して炉水(冷却材)として原子炉圧力容器20に戻される。
【0046】
これに対し、建設当初の再循環系統を有する型式の沸騰水型原子炉設備は、図3および図4に示すように、原子炉再循環部24を原子炉圧力容器20内に収容するジェットポンプ32と原子炉圧力容器20外に延設する再循環ポンプ33を備えた再循環配管34とで構成し、ダウンカマ22から吸い込んだ炉水を再循環配管34の再循環ポンプ33を介してジェットポンプ32に供給し、ここからジェットの作用を利用して炉心シュラウド21の下部から炉心23に供給している。
【0047】
このように、本実施形態に係る沸騰水型原子炉設備の更新方法および更新時の沸騰水型原子炉設備は、炉水の循環方式を、原子炉圧力容器20の器内から器外への原子炉再循環系を有する外部循環構造方式にしていたものを、器内を循環させる内部循環構造方式に変更させるインターナルポンプ25をダウンカマ22に設置したので、外部循環構造の配管破断事故を無くすことができ、原子炉圧力容器20の運転中の安全性を確実に強化することができる。
【0048】
また、本実施形態に係る沸騰水型原子炉設備の更新方法および更新時の沸騰水型原子炉設備は、炉水の循環を内部循環構造にし、余裕のある空間面積を確保する構成にしたので、確保した空間面積により多くの燃料集合体を装荷することができ、ひいてはより多くの燃料集合体の装荷に伴って炉出力の向上およびプラント熱効率の向上を図ることができる。
【0049】
図5は、本発明に係る沸騰水型原子炉設備の更新方法および更新時の沸騰水型原子炉設備の第2実施形態を示す概念図である。
【0050】
本実施形態に係る沸騰水型原子炉設備の更新方法および更新時の沸騰水型原子炉設備は、原子炉圧力容器20の下部に位置するダウンカマ22に、炉水を器内で循環させるインターナルポンプ25を設置するとともに、このインターナルポンプ25に炉水(冷却材)を案内して循環させる円筒状の炉水用チューブ(RIPチューブ)35を連設させたものである。
【0051】
また、本実施形態に係る沸騰水型原子炉設備の更新方法および更新時の沸騰水型原子炉設備は、炉水用チューブ35を介してインターナルポンプ25に案内する炉水(冷却材)を炉心23に供給する際、図6に示すように、炉心シュラウドの設置を省略した、いわゆる炉心シュラウドレス構造にしたものである。
【0052】
このように、本実施形態に係る沸騰水型原子炉設備の更新方法および更新時の沸騰水型原子炉設備は、ダウンカマ22に設置するインターナルポンプ25に連設する炉水用チューブ35を備えるとともに、数多くの燃料棒を集合体とする炉心23を炉心シュラウドレス構造にし、比較的広い空間を確保させる構成にしたので、周辺付帯設備の取付作業をより容易に行わせることができる。
【0053】
図7は、本発明に係る沸騰水型原子炉設備の更新方法および更新時の沸騰水型原子炉設備の第3実施形態を示す平面図である
本実施形態に係る沸騰水型原子炉設備の更新方法および更新時の沸騰水型原子炉設備は、第2実施形態と同様に、原子炉圧力容器20のダウンカマ22に設置したインターナルポンプに連設する炉水用チューブ35a,35b,35c,35dを備えるとともに、燃料棒を集合体を装荷した炉心23を炉心シュラウドを有さない炉心シュラウドレス構造にしてダウンカマ22の空間面積を広く確保させる一方、広い空間面積の確保の下、図8の破線で示す領域A,A,…により多くの燃料集合体36を装荷させ、さらにその外周側斜線部に使用済燃料37をブランケットとして装荷させたものである。
【0054】
このように、本実施形態に係る沸騰水型原子炉設備の更新方法および更新時の沸騰水型原子炉設備は、ダウンカマ22に設置したインターナルポンプに連設する円筒状の炉水用チューブ35a,35b,35c,35dを備えるとともに、燃料集合体36を装荷した炉心25を炉心シュラウドレス構造にし、ダウンカマ22により広い空間面積を確保させる一方、より広い空間面積の確保に伴って領域A,A,…により多くの燃料集合体36および使用済燃料37を装荷させたので、炉心23の炉出力(熱出力)を増加させてプラント熱効率を向上させることができる。
【0055】
また、本実施形態に係る沸騰水型原子炉設備の更新方法および更新時の沸騰水型原子炉設備は、より広い空間面積を確保させたダウンカマ22に数多くの燃料集合体36を装荷させるとともに、その外周側に使用済燃料37をブランケットとして装荷させたので、高燃焼度化と相俟って原子炉圧力容器20の外部への照射量を低減化させることができ、作業員の被曝量を低く抑えることができる。
【0056】
図9は、本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第4実施形態を示す概念図である。
【0057】
本実施形態に係る更新時の沸騰水型原子炉設備は、原子炉圧力容器20と炉心23との間に形成されたダウンカマ22の下部に設置したインターナルポンプ25に連設して炉水用チューブ(RIPチューブ)35を備えるとともに、炉水用チューブ35に設けたベンチュリ管38とその入口側との間の流量を計測する流量計39を設け、さらにベンチュリ管38の数に対応させて設けた流量計39の合計流量を加算する加算流量計40を備えたものである。
【0058】
このように、本実施形態に係る更新時の沸騰水型原子炉設備は、炉水用チューブ35に設けたベンチュリ管38に流量計39を備えるとともに、ベンチュリ管38の数に対応させた流量計39の合計流量を加算する加算流量計40を備えたので、炉水用チューブ35を流れる炉水の流量を精確に計測し、炉水流量の精確な計測の下、安全設計限界最小限界出力比(SLMCPR)を定めて熱的安全限界値の緩和に基づく炉心設計裕度を拡大させることができ、結果として熱出力の増加につなげることができる。
【0059】
なお、本実施形態は、流量計39でベンチュリ管38とその入口側との間の流量を計測させているが、この例に限らず、例えば、第5実施形態として図10に示すように、ベンチュリ管38と炉水用チューブ35の上流側との間の流量を流量計39で計測させてもよく、また、第6実施形態として図11に示すように、ベンチュリ管38内の上流側と下流側との間の流量を流量計39で計測させてもよい。
【0060】
図12は、本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第7実施形態を示す概念図である。
【0061】
本実施形態に係る更新時の沸騰水型原子炉設備は、給水配管30または給水スパージャ31に何らかの事情で給水が過流量に流れたとき、炉心23から発生する熱出力変動が激しくなり、これに伴って電気出力変動が起こることを考慮したもので、炉心23の熱出力変動を抑制するために過渡事象緩和制御装置41を備えたものである。
【0062】
この過渡事象緩和制御装置41は、給水スバージャ31の上流側の給水配管30に設けた、例えばベンチュリ管等の流量計測定装置42を流れる給水の流量を計測する流量計43と、流量計43で計測した信号を演算するトランスミッタ44と、トランスミッタ44で演算した信号が予め定められた設定値を超えたとき、インターナルポンプ25のインターナルポンプ駆動装置47にトリップ信号aまたはランバック信号bを与えるとともに、制御棒駆動水圧系46にスクラム信号cまたは選択制御棒挿入信号dを与えるフロースイッチ45を備え、インターナルポンプ25で炉心流量を低下させるとともに、制御棒駆動水圧系46で原子炉にスクラムさせるか、あるいは制御棒を選択挿入させて炉出力を低下させる構成にしている。なお、他の構成要素は、第2実施形態の構成要素と同一なので、同一符号を付し、重複説明を省略する。
【0063】
このように、本実施形態は、給水スパージャ31の上流側の給水配管30に過渡事象緩和制御装置41を備え、原子炉圧力容器20に供給される給水が何らかの事情で過流量になったとき、インターナルポンプ25のインターナルポンプ駆動装置47にトリップまたはランバック信号を与え、制御棒駆動水圧系46にスクラムまたは選択制御挿入信号を与える構成にしたので、炉心23に安定運転を行わせることができる。
【0064】
図13は、本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第8実施形態を示す概念図である。
【0065】
本実施形態に係る更新時の沸騰水型原子炉設備は、更新に伴って原子炉圧力容器20からの炉出力が増加した場合、炉心により多くの冷却水が供給できるように水源確保を強化したので、シャットダウン系(原子炉停止時冷却系)48にサプレッションプール49のプール水を水源とする低圧注水系50を組み合せたものである。
【0066】
シャットダウン系48は、原子炉圧力容器20の炉水(冷却材)を炉心の冷却水として供給し、途中にシャットダウン吸込隔離弁51a,51b、シャットダウン低圧注水切替弁52を介装させたシャットダウン吸込配管53と、シャットダウン低圧注水切替弁52の下流側の一端に接続し、途中にポンプ54、熱交換器55、冷却水注水弁56、逆止弁57を介装させたシャットダウン低圧注水兼用管58を備えたシャットダウン低圧注水兼用系59と、上述シャットダウン低圧注水切替弁52の下流側の他端から分岐し、途中にサプレッションプール水吸込隔離弁60を介装してサプレッションプール49に接続する低圧注水配管61を備えた低圧注水系50とで構成されている。
【0067】
また、シャットダウン系48は、シャットダウン低圧注水兼用系59の熱交換器55の出口側から分岐し、途中にテスト弁62を介装してサプレッションプール49に接続するテスト配管63を備えたテスト系64を設け、テスト時、サプレッションプール49のプール水を循環させ、テスト弁62の作動等を確認している。
【0068】
また、シャットダウン系48は、制御系65を備え、何らかの事情で原子炉圧力容器20の炉出力が増加し、炉水の水位が低くなったとき、制御系65の炉水位計66から検出した炉水の水位信号に基づいてポンプ54の自動起動、冷却水注水弁56の開閉、テスト弁62の開閉を行わせる構成にしている。
【0069】
このように、本実施形態は、何らかの事情で原子炉圧力容器20の炉出力が増加した場合、炉水の一部を利用して原子炉圧力容器20の炉心に冷却水を供給するシャットダウン系48に、サプレッションプール49のプール水を利用して原子炉圧力容器20の炉心に冷却水を供給する低圧注水系50を組み合せ、原子炉圧力容器20の炉心への冷却水供給水源確保を強化したので、原子炉圧力容器20の炉心に安定運転を行わせることができ、ひいては炉心の安定運転に基づくプラントの寿命を延長させることができる。
【0070】
図14は、本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第9実施形態を示す概念図である。
【0071】
本実施形態に係る更新時の沸騰水型原子炉設備は、事故時、サプレッションプール49のプール水を利用し、スプレー水として格納容器66に供給して、冷却する格納容器スプレー系67に炉心低圧注水系68を組み合せ、格納容器66の冷却のほかに、格納容器66に囲われて収容される原子炉圧力容器20の炉心も冷却させ、原子炉圧力容器20の炉心冷却水用水源確保を強化したものである。
【0072】
格納容器スプレー系67は、サプレッションプール49のプール水を格納容器66に冷却水として供給し、途中にポンプ69、熱交換器70、格納容器スプレー弁71を介装させた格納容器スプレー配管72を備えている。
【0073】
また、格納容器スプレー系67は、格納容器スプレー弁71の入口側から分岐し、途中に冷却水注水弁56、逆止弁57を介装させて原子炉圧力容器20の炉心に冷却水を供給する炉心低圧注水配管73を備えた炉心低圧注水系68を設けている。
【0074】
また、格納容器スプレー系67は、熱交換器70の出口側から分岐し、テスト時、サプレッションプール49のプール水を循環させ、途中に弁74a,74bを介装させたテスト配管75を備えたテスト系76を設けている。
【0075】
また、格納容器スプレー系67は、制御系77を備え、何らかの事情で格納容器66または原子炉圧力容器20に事故があったとき、制御系77の炉水位計78から検出した炉水位信号に基づいてポンプ69の自動起動、冷却水注水弁56、格納容器スプレー弁71のそれぞれに開弁指令を与える構成にしている。
【0076】
このように、本実施形態は、格納容器66または原子炉圧力容器20に何らかの事情で事故が発生したとき、サプレッションプール49のプール水をスプレー水として格納容器66に供給する格納容器スプレー系67に、サプレッションプール49のプール水を利用して原子炉圧力容器20の炉心に冷却水として供給する炉心低圧注水系68を組み合わせ、原子炉圧力容器20の炉心への冷却水供給水源確保を強化したので、原子炉圧力容器20の炉心に安定運転を行なわせることができ、ひいては炉心の安定運転に基づくプラントの寿命を延長させることができる。
【0077】
図15は、本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第10実施形態を示す概念図である。
【0078】
本実施形態に係る更新時の沸騰水型原子炉設備は、原子炉圧力容器20内に収容された炉心内に挿入される制御棒を駆動する制御棒駆動機構79の駆動源となる制御棒駆動水圧制御ユニット80に復水貯蔵タンク81の復水を供給する制御棒駆動水圧配管82を備えた制御棒駆動水圧系83に、炉心高圧注水スプレー系84を組み合わせ、制御棒駆動機構79の駆動源のほかに、原子炉圧力容器20の炉心冷却水供給水源確保を強化したものである。
【0079】
炉心高圧注水スプレー系84は、制御棒駆動水圧系83の復水ポンプ85の出口側から分岐し、途中に炉心高圧注水スプレー弁86を介装して原子炉圧力容器20に接続する炉心高圧注水スプレー配管87を備え、炉心の熱出力が増加したとき、炉水位計78から検出した信号に基づいて炉心高圧注水スプレー弁86に開弁指令を与え、炉心の熱出力を抑制させる構成にしている。
【0080】
このように、本実施形態は、原子炉圧力容器20の制御棒駆動機構79の駆動源となる制御棒駆動水圧制御ユニット80に復水貯蔵タンク81の復水を供給する制御棒駆動水圧系83に、復水貯蔵タンク81の復水を利用して原子炉圧力容器20の炉心に冷却スプレー水を供給する炉心高圧注水スプレー系87を組み合わせ、原子炉圧力容器20の炉心への冷却水供給水源確保を強化したので、原子炉圧力容器20の炉心に安定運転を行わせることができ、ひいては炉心の安定運転に基づくプラントの寿命を延長させることができる。
【0081】
図16は、本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第11実施形態を示す概念図である。
【0082】
本実施形態に係る更新時の沸騰水型原子炉設備は、原子炉隔離時冷却系(RCIC)88の冷却水配管89に設けたポンプ90および冷却水注水弁91のうち、ポンプ90に原子炉圧力容器20の炉水水位が予め定められた設定水位よりも低いとき、起動信号を与えるポンプ起動用炉水水位計92と、冷却水注水弁91に原子炉圧力容器20の炉水水位が予め定められた設定水位よりも低いとき、開弁信号を与える冷却水注水弁用炉水水位計93とを設けたものである。
【0083】
このように、本実施形態は、原子炉圧力容器20の炉水水位が予め定められた設定水位よりも低いとき、ポンプ90に起動指令を与えるポンプ駆動用炉水水位計92と冷却水注水弁91に開弁指令を与える冷却水注水弁用炉水水位計93とを備えたので、ポンプ90をより早く起動でき、冷却水注水弁91をより早く開弁でき、原子炉隔離時冷却系(RCIC)88から炉心へのより早い冷却水の供給に基づき、炉心に安定運転を行わせることができる。
【0084】
図17は、本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第12実施形態を示す概念図である。
【0085】
本実施形態に係る更新時の沸騰水型原子炉設備は、高圧冷却水タンク95から原子炉圧力容器20の炉心に冷却水を供給する原子炉冷却水供給系94と、高圧冷却水タンク95に高圧気体ボンベ100からの高圧気体を供給する高圧気体供給系96を備えたものである。
【0086】
原子炉冷却水供給系94は、原子炉圧力容器20と高圧冷却水タンク95とを互いに結ぶ高圧冷却水供給配管97に高圧冷却水供給弁98a,98bと蒸気逃し弁99とを備え、炉出力が高くなったとき、蒸気逃し弁99を開弁させて炉内の蒸気を系外ブローさせるとともに、蒸気逃し弁99の開弁信号に基づいて自動減圧系(ADS、図示せず)で演算し、その演算信号で高圧冷却水供給弁98a,98bを開弁させ、高圧冷却水タンク95から高圧冷却水供給配管97を介して原子炉圧力容器20の炉心に高圧冷却水を供給する構成にしている。
【0087】
また、高圧気体供給系96は、高圧冷却水タンク95に高圧気体を供給し、高圧冷却水の水面に押圧力を与える高圧気体供給ボンベ100を備えるとともに、この高圧気体供ボンベ100と高圧冷却水タンク95とを互いに結ぶ高圧気体供給配管101に高圧気体供給止め弁102と高圧気体の圧力を調整する圧力調整弁103を備えている。
【0088】
また、高圧気体供給系96は、高圧冷却水タンク95に高圧気体逃し弁104と水位検出計105を備え、高圧冷却水タンク95の高圧冷却水水位が予め定められた設定値より低くなったとき、水位検出計105からの信号で高圧冷却水タンク95内の高圧気体を高圧気体逃し弁104を介して系外ブローさせるとともに、高圧気体逃し弁104の開弁信号に基づいて自動減圧系(ADS)で演算し、その演算信号で高圧気体供給止め弁102および原子炉冷却水供給系94の高圧冷却水供給弁98a,98bを同時に閉弁させ、高圧気体供給ボンベ100から高圧気体供給配管101を介して高圧冷却水タンク95への高圧気体の供給を断つとともに、高圧冷却水タンク95から高圧冷却水供給配管97を介して原子炉圧力容器20の炉心への高圧冷却水の供給を断つ構成にしている。
【0089】
このように、本実施形態は、原子炉圧力容器20の炉出力が高くなったとき、蒸気逃し弁99を開弁させ、炉内の蒸気を系外ブローさせ、その開弁信号に基づいて高圧冷却水供給弁98a,98bを開弁させ、高圧冷却水タンク95から高圧冷却水供給配管97を介して原子炉圧力容器20の炉心に高圧冷却水を供給する原子炉冷却水供給系94と、高圧気体供給ボンベ100から高圧気体供給配管101を介して高圧冷却水タンク95に高圧気体を供給し、高圧冷却水タンク95の水面を押圧している間に、その水面が設定値よりも低くなったとき、水位検出計105からの信号で高圧気体逃し弁104を開弁させて高圧冷却水タンク95内の高圧気体を系外にブローさせ、その開弁信号に基づいて高圧気体供給止め弁102および原子炉冷却水供給系94の高圧冷却水供給弁98a,98bを同時に閉弁させる高圧気体供給系96を備え、高圧気体供給ボンベ100から高圧冷却水タンク95への高圧気体の供給を断つとともに、高圧冷却水タンク95から原子炉圧力容器20の炉心への高圧冷却水の供給を断ち、例えば、図13および図14に示した低圧注水系が起動するまでの短時間の間、原子炉冷却水供給系94を起動させて原子炉圧力容器20の炉心への冷却水供給水源確保を強化したので、原子炉圧力容器20の炉心に安定運転を行わせることができ、ひいては炉心の安定運転に基づくプラントの寿命を延長させることができる。
【0090】
図18は、本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第13実施形態を示す概念図である。
【0091】
本実施形態に係る更新時の沸騰水型原子炉設備は、アイソレーションコンデンサ系106に格納容器スプレー系107およびサプレッションプール凝縮水貯水系117を組み合わせ、原子炉圧力容器20の運転の停止後、原子炉格納容器66の除熱機能を強化したものである。
【0092】
アイソレーションコンデンサ系106は、原子炉格納容器66に囲われて収容される原子炉圧力容器20から発生する蒸気をアイソレーションコンデンサ108に供給し、途中にアイソレーションコンデンサ蒸気供給隔離弁109a,109bを介装させたアイソレーションコンデンサ蒸気供給配管110と、アイソレーションコンデンサ108で凝縮させた凝縮水を原子炉圧力容器20に戻し、途中にアイソレーションコンデンサ凝縮水戻し隔離弁111a,111bを介装させたアイソレーションコンデンサ凝縮水戻し配管112とを備え、原子炉圧力容器20の炉水が少なくなったときに供給するバックアップ機能を持たせている。
【0093】
このような構成を備えるアイソレーションコンデンサ系106において、本実施形態は、アイソレーションコンデンサ蒸気供給配管110から分岐し、途中に格納容器入口弁113a,113bを介装して原子炉格納容器66に接続させる格納容器蒸気供給配管114を備えた格納容器スプレー系107と、アイソレーションコンデンサ凝縮水戻し配管112から分岐し、途中に凝縮水戻し弁115a,115bを介装してサプレッションプール49に接続させるサプレッションプール凝縮水供給配管116を備えたサプレッションプール凝縮水貯水系117とで構成したものである。
【0094】
このように、本実施形態は、アイソレーションコンデンサ系106に格納容器スプレー系107およびサプレッションプール凝縮水貯水系117を組み合わせ、原子炉圧力容器20の運転停止後、格納容器66の除熱機能を強化する構成にしたので、格納容器66をより早く冷却させることができ、停止時間をより一層短縮させて、より早い再起動に対処させることができる。
【図面の簡単な説明】
【0095】
【図1】本発明に係る沸騰水型原子炉設備の更新方法および更新時の沸騰水型原子炉設備の第1実施形態を示す概念図。
【図2】図1のA−A矢視方向切断断面図。
【図3】建設当初の沸騰水型原子炉設備を示す概念図。
【図4】図3のB−B矢視方向切断断面図。
【図5】本発明に係る沸騰水型原子炉設備の更新方法および更新時の沸騰水型原子炉設備の第2実施形態を示す概念図。
【図6】図5のC−C矢視方向切断断面図。
【図7】本発明に係る沸騰水型原子炉設備の更新方法および更新時の沸騰水型原子炉設備の第3実施形態を示す平面図。
【図8】図7に示した炉心の空間に数多くの燃料棒を装荷し、その外周側に使用済燃料を装荷したことを示す平面図。
【図9】本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第4実施形態を示す概念図。
【図10】本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第5実施形態を示す概念図。
【図11】本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第6実施形態を示す概念図。
【図12】本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第7実施形態を示す概念図。
【図13】本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第8実施形態を示す概念図。
【図14】本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第9実施形態を示す概念図。
【図15】本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第10実施形態を示す概念図。
【図16】本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第11実施形態を示す概念図。
【図17】本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第12実施形態を示す概念図。
【図18】本発明に係る更新時の沸騰水型原子炉設備の第13実施形態を示す概念図。
【図19】従来の沸騰水型原子炉設備を示す概念図。
【図20】従来の改良された沸騰水型原子炉設備を示す概念図。
【符号の説明】
【0096】
1…ダウンカマ、2…再循環配管、3…再循環ポンプ、4…原子炉圧力容器、5…ジェットポンプ、6…給水配管、7…気水分離器、8…炉心シュラウド、9…炉心、10…炉心支持板、11…上部格子板、12…蒸気乾燥器、13…原子炉再循環部、14…給水スパージャ、15…インターナルポンプ、20…原子炉圧力容器、21…炉心シュラウド、22…ダウンカマ、23…炉心、24…炉水循環部、25,25a,25b,25c…インターナルポンプ、26…炉心支持板、27…上部格子板、28…気水分離器、29…蒸気乾燥器、30…給水配管、31…給水スパージャ、32…ジェットポンプ、33…再循環ポンプ、34…再循環配管、35,35a,35b,35c,35d…炉水用チューブ、36…燃料棒、37…使用済燃料、38…ベンチュリ管、39…流量計、40…加算流量計、41…過渡事象緩和制御装置、42…流量計測定装置、43…流量計、44…トランスミッタ、45…フロースイッチ、46…制御棒駆動水圧系、47…インターナルポンプ駆動装置、48…シャットダウン系、49…サプレッションプール、50…低圧注水系、51a,51b…シャットダウン吸込隔離弁、52…シャットダウン低圧注水切替弁、53…シャットダウン吸込配管、54…ポンプ、55…熱交換器、56…冷却水注水弁、57…逆止弁、58…シャットダウン低圧注水兼用管、59…シャットダウン低圧注水兼用系、60…サプレッションプール水吸込隔離弁、61…低圧注水配管、62…テスト弁、63…テスト配管、64…テスト系、65…制御系、66…原子炉格納容器、67…格納容器スプレー系、68…炉心低圧注水系、69…ポンプ、70…熱交換器、71…格納容器スプレー弁、72…格納容器スプレー配管、73…炉心低圧注水配管、74a,74b…弁、75…テスト配管、76…テスト系、77…制御系、78…炉水位計、79…制御棒駆動機構、80…制御棒駆動水圧制御ユニット、81…復水貯蔵タンク、82…制御棒駆動水圧配管、83…制御棒駆動水圧系、84…炉心高圧注水スプレー系、85…復水ポンプ、86…炉心高圧注水スプレー系、87…炉心高圧注水スプレー配管、88…原子炉隔離時冷却系、89…冷却配管、90…ポンプ、91…冷却水注水弁、92…ポンプ駆動用炉水水位計、93…冷却水注水弁用炉水水位計、94…原子炉冷却水供給系、95…高圧冷却水タンク、96…高圧気体供給系、97…高圧冷却水供給配管、98a,98b…高圧冷却水供給弁、99…蒸気逃し弁、100…高圧気体供給ボンベ、101…高圧気体供給配管、102…高圧気体供給止め弁、103…圧力調整弁、104…高圧気体逃し弁、105…水位検出計、106…アイソレーションコンデンサ系、107…格納容器スプレー系、108…アイソレーションコンデンサ、109a,109b…アイソレーションコンデンサ蒸気供給隔離弁、110…アイソレーションコンデンサ蒸気供給配管、111a,111b…アイソレーションコンデンサ凝縮水戻し隔離弁、112…アイソレーションコンデンサ起動水戻し配管、113a,113b…格納容器入口弁、114…格納容器蒸気供給配管、115a,115b…凝縮水戻し弁、116…サプレッションプール凝縮水供給配管、117…サプレッションプール凝縮水貯水系。




 

 


     NEWS
会社検索順位 特許の出願数の順位が発表

URL変更
平成6年
平成7年
平成8年
平成9年
平成10年
平成11年
平成12年
平成13年


 
   お問い合わせ info@patentjp.com patentjp.com   Copyright 2007-2013