JP2014092396A - 原子力発電プラント - Google Patents

Abstract

【課題】原子力発電プラントにおいて、原子炉における安全性の向上を可能とする。
【解決手段】加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３の電源喪失時に二次系蒸気により駆動して蒸気発生器１３に二次系冷却水を供給する補助給水ポンプ５０を設けると共に、加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３の電源喪失時にダム６１の水により補助タービン６２を駆動して補助発電機６３により発電可能な補助発電装置６４を設ける。
【選択図】図１

Description

本発明は、全ての交流電源が喪失したときに、原子炉の安定を維持させるための機能を持つ原子力発電プラントに関するものである。

例えば、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）を有する原子力発電プラントは、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、原子炉の炉心全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電するものである。そして、蒸気発生器は、原子炉からの高温高圧の一次冷却水の熱を二次冷却水に伝え、二次冷却水で水蒸気を発生させるものである。

このような原子力発電プラントにて、津波や地震などの発生により、海水による冷却機能が喪失すると共に全ての交流電源が喪失すると、補助給水ポンプにより蒸気発生器の二次系に給水を行って一次系、つまり、原子炉を冷却すると共に、主蒸気逃がし弁を開放して二次系の圧力を低下させて冷却する。そして、この間に交流電源の復旧を行う。

原子力発電プラントにおける安全システムとしては、例えば、下記特許文献１に記載されたものがある。

特開２００９−０５３０４９号公報

従来の原子力発電プラントでは、全ての交流電源の喪失時に、原子炉や蒸気発生器の冷却や減圧を行いながら、非常用ディーゼル発電機や外部電源の確保などにより交流電源の復旧を図っているが、更なる安全性の向上が期待されている。

本発明は、上述した課題を解決するものであり、原子炉における安全性の向上を可能とする原子力発電プラントを提供することを目的とする。

上記の目的を達成するための本発明の原子力発電プラントは、一次系冷却材を加熱する原子炉と、前記一次系冷却材と二次系冷却材との間で熱交換することで前記一次系冷却材を冷却すると共に二次系蒸気を生成する蒸気発生器と、前記二次系蒸気によりタービンを駆動して発電する発電装置と、前記タービンを駆動した後の前記二次系蒸気を冷却して前記二次系冷却材とする復水器と、所定量の水を貯留可能な貯水槽と、前記原子炉及び前記蒸気発生器の電源喪失時に前記貯水槽の水により補助タービンを駆動して発電可能な補助発電装置と、を有することを特徴とするものである。

従って、原子炉及び蒸気発生器の電源喪失時に、補助発電装置は、貯水槽の水を使用して補助タービンを駆動して発電することができることから、原子力発電プラントにおける各種の機器に送電することができ、発電装置を早期に復旧することに寄与し、原子炉における安全性を向上することができる。

本発明の原子力発電プラントでは、前記補助発電装置は、発電した電力を中央管理室に供給可能であることを特徴としている。

従って、原子炉及び蒸気発生器の電源喪失時に、補助発電装置は、発電した電力を中央管理室に送電することから、中央管理室にいるオペレータは、原子力発電プラントを管理することが可能となり、原子炉における安全性を向上することができる。

本発明の原子力発電プラントでは、前記貯水槽の水を前記補助発電装置に供給する第１給水経路と、前記第１給水経路に設けられる開閉弁とを有し、前記原子炉及び前記蒸気発生器の電源喪失時に前記開閉弁を開放することを特徴としている。

従って、原子炉及び蒸気発生器の電源喪失時に、前記開閉弁により第１給水経路を開放することから、貯水槽の水を第１給水経路により補助発電装置に供給することが可能となり、早期に補助発電装置による発電を開始することができる。

本発明の原子力発電プラントでは、前記補助発電装置からプラント冷却設備またはプラント給水設備まで第２給水経路が設けられることを特徴としている。

従って、補助発電装置の発電に利用した水を第２給水経路からプラント冷却設備やプラント給水設備に供給することができ、原子炉及び蒸気発生器の電源喪失時に、電力だけでなく、冷却機能や給水機能を確保することができる。

本発明の原子力発電プラントでは、前記原子炉及び前記蒸気発生器の電源喪失時に前記蒸気発生器に二次系冷却材を供給可能な補助ポンプを有する補助冷却材経路が設けられ、前記補助冷却材経路に補助冷却材タンクが連結されると共に、前記補助冷却材経路または前記補助冷却材タンクに前記貯水槽からの給水経路が連結されることを特徴としている。

従って、蒸気発生器に二次系冷却材を供給可能な補助冷却材経路に補助冷却材タンクだけでなく貯水槽からの給水経路を連結することで、蒸気発生器を冷却するのに必要な十分な量の二次系冷却材や水を確保することができる。

本発明の原子力発電プラントでは、前記貯水槽は、前記原子炉から所定距離離れて設けられたダムまたは貯水タンクであることを特徴としている。

従って、貯水槽としてダムや貯水タンクを利用することで、発電に必要な十分な量の水を容易に確保することができる。

本発明の原子力発電プラントによれば、原子炉と蒸気発生器と発電装置と復水器を設けると共に、貯水槽と、原子炉及び蒸気発生器の電源喪失時に貯水槽の水により補助タービンを駆動して発電可能な補助発電装置を設けるので、原子炉における安全性を向上することができる。

図１は、本発明の実施例１に係る原子力発電プラントを表す概略構成図である。 図２は、実施例１の原子力発電プラントの配置を表す平面図である。 図３は、実施例１の原子力発電プラントの配置を表す概略図である。 図４は、本発明の実施例２に係る原子力発電プラントを表す概略構成図である。 図５は、実施例２の原子力発電プラントの配置を表す平面図である。 図６は、実施例２の原子力発電プラントの配置を表す概略図である。 図７は、本発明の実施例３に係る原子力発電プラントを表す概略構成図である。 図８は、実施例３の原子力発電プラントの配置を表す平面図である。 図９は、実施例３の原子力発電プラントの配置を表す概略図である。

以下に添付図面を参照して、本発明の原子力発電プラントの好適な実施例を詳細に説明する。なお、この実施例により本発明が限定されるものではなく、また、実施例が複数ある場合には、各実施例を組み合わせて構成するものも含むものである。

図１は、本発明の実施例１に係る原子力発電プラントを表す概略構成図、図２は、実施例１の原子力発電プラントの配置を表す平面図、図３は、実施例１の原子力発電プラントの配置を表す概略図である。

実施例１の原子炉は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、炉心全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電する加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）である。

実施例１の加圧水型原子炉を有する原子力発電プラントにおいて、図１に示すように、原子炉格納容器１１は、内部に加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３が格納されており、この加圧水型原子炉１２と蒸気発生器１３とは配管１４，１５を介して連結されており、配管１４に加圧器１６が設けられ、配管１５に冷却水ポンプ１７が設けられている。この場合、減速材及び一次冷却水（冷却材）として軽水を用い、炉心部における一次冷却水の沸騰を抑制するために、一次冷却系統は加圧器１６により１５０〜１６０気圧程度の高圧状態を維持するように制御している。従って、加圧水型原子炉１２にて、燃料（原子燃料）として低濃縮ウランまたはＭＯＸにより一次冷却水として軽水が加熱され、高温の一次冷却水が加圧器１６により所定の高圧に維持した状態で配管１４を通して蒸気発生器１３に送られる。この蒸気発生器１３では、高温高圧の一次冷却水と二次冷却水との間で熱交換が行われ、冷やされた一次冷却水は配管１５を通して加圧水型原子炉１２に戻される。

蒸気発生器１３は、配管１８を介して蒸気タービン１９と連結されており、この配管１８に主蒸気隔離弁２０が設けられている。蒸気タービン１９は、高圧タービン２１と低圧タービン２２を有すると共に、発電機（発電装置）２３が接続されている。また、高圧タービン２１と低圧タービン２２との間には、湿分分離加熱器２４が設けられており、配管１８から分岐した冷却水分岐配管２５が湿分分離加熱器２４に連結される一方、高圧タービン２１と湿分分離加熱器２４は低温再熱管２６により連結され、湿分分離加熱器２４と低圧タービン２２は高温再熱管２７により連結されている。

更に、蒸気タービン１９の低圧タービン２２は、復水器２８を有しており、この復水器２８は、配管１８からバイパス弁２９を有するタービンバイパス配管３０が接続されると共に、冷却水（例えば、海水）を給排する取水管３１及び排水管３２が連結されている。この取水管３１は、循環水ポンプ３３を有し、排水管３２と共に他端部が海中に配置されている。

そして、この復水器２８は、配管３４が接続されており、復水ポンプ３５、グランドコンデンサ３６、復水脱塩装置３７、復水ブースタポンプ３８、低圧給水加熱器３９が接続されている。また、配管３４は、脱気器４０が連結されると共に、主給水ポンプ４１、高圧給水加熱器４２、主給水制御弁４３が設けられている。

また、配管１８は、主蒸気逃がし弁４４を有する主蒸気逃がし配管４５の一端部と、主蒸気安全弁４６を有する主蒸気安全配管４７の一端部が接続されており、各配管４５，４７の他端部は大気に開放している。一方、配管３４は、主給水制御弁４３と蒸気発生器１３との間に補助給水配管（補助冷却材経路）４８の一端部が接続されており、この補助給水配管４８は、開閉弁４９及び補助給水ポンプ５０が設けられ、他端部に第１給水配管５１により純水タンク（補助冷却材タンク）５２が連結されると共に、第２給水配管５３により復水タンク（補助冷却材タンク）５４が連結されている。そして、各給水配管５１，５３に開閉弁５５，５６が設けられている。

補助給水ポンプ５０は、蒸気によりタービンが回転することで駆動するものであり、配管１８における主蒸気安全配管４７と主蒸気隔離弁２０との間から分岐した冷却水分岐配管５７が補助給水ポンプ５０まで延設されている。また、開閉弁４９，５５，５６は、内蔵された二次電池により開閉可能な電磁弁であり、通常は閉止して非常時に開放する。

従って、蒸気発生器１３にて、高温高圧の一次冷却水と熱交換を行って生成された蒸気は、配管１８を通して蒸気タービン１９（高圧タービン２１から低圧タービン２２）に送られ、この蒸気により蒸気タービン１９を駆動して発電機２３により発電を行う。このとき、蒸気発生器１３からの蒸気は、高圧タービン２１を駆動した後、湿分分離加熱器２４で蒸気に含まれる湿分が除去されると共に加熱されてから低圧タービン２２を駆動する。そして、蒸気タービン１９を駆動した蒸気は、復水器２８で海水を用いて冷却されて復水となり、グランドコンデンサ３６、復水脱塩装置３７、低圧給水加熱器３９、脱気器４０、高圧給水加熱器４２などを通して蒸気発生器１３に戻される。

そして、蒸気発生器１３は、配管１８，３４を介して蒸気タービン１９と連結されており、循環水ポンプ３３、復水ポンプ３５、復水ブースタポンプ３８、主給水ポンプ４１などにより冷却水（蒸気）が循環している。この各種ポンプ３３，３５，３８，４１などは、電源装置（プラント内交流電源、外部電源、非常用ディーゼル発電機、非常用バッテリ、いずれも図示略）からの給電により駆動するものであることから、津波や地震などによりこの電源装置が喪失（原子炉及び蒸気発生器などのための全交流電源の喪失）したときには、これらを駆動して冷却水を循環することができず、加圧水型原子炉１２や蒸気発生器１３を冷却することが困難となる。

そのため、電源装置が喪失したとき、主蒸気逃がし弁４４や主蒸気安全弁４６を開放することで、蒸気発生器１３の蒸気（二次冷却水）を配管１８から主蒸気逃がし配管４５や主蒸気安全配管４７を通して大気に開放し、蒸気発生器１３内の圧力を低下させて冷却している。また、このとき、開閉弁４９，５５を開放することで、配管１８内の蒸気を冷却水分岐配管５７から補助給水ポンプ５０に供給し、この補助給水ポンプ５０を駆動し、純水タンク５２の純水を第１給水配管５１及び補助給水配管４８から配管３４を通して蒸気発生器１３に供給し、この蒸気発生器１３を冷却している。なお、純水タンク５２の純水がないときは、復水タンク５４の複水を第２給水配管５３及び補助給水配管４８から配管３４を通して蒸気発生器１３に供給し、この蒸気発生器１３を冷却する。そして、この間に電源装置の復旧を行っている。

このように原子力発電プラントでは、電源装置が喪失したときの安全システムが構築されているものの、更なる安全性の向上が求められている。そこで、実施例１の原子力発電プラントにあっては、電源喪失時に、非常用電力を確保するための水力発電設備を設けている。

実施例１の原子力発電プラントは、加圧水型原子炉１２と、蒸気発生器１３と、蒸気タービン１９を駆動して発電する発電機２３と、復水器２８とを有すると共に、所定量の水を貯留可能な貯水槽としてのダム６１と、加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３の電源装置喪失時にこのダム６１の水により補助タービン６２を駆動して発電可能な補助発電機６３を有する補助発電装置６４とを有している。この場合、ダム６１と補助発電装置６４により水力発電設備が構成されている。

即ち、図２及び図３に示すように、山岳部１０１が海１０２まで迫っている地形を有する地域にて、海岸線に沿った平坦地１０３に上述した原子力発電プラント１０４が設置されている。一方、山岳部１０１における所定の湧水領域に設けられた貯水池１０５に対してダム（貯水槽）６１が設けられており、ダム６１に導水管（第１給水経路）６５を介して補助発電装置６４が連結されている。この貯水池１０５及びダム６１は、原子力発電プラント１０４と同じ山岳部ではなく、尾根を隔てて異なる山岳部に設けられている。

この補助発電装置６４にて、補助発電機６３は、ダム６１から導水管６５を介して供給された水により補助タービン６２が駆動することで発電することができる。また、補助発電装置６４は、第３給水配管６６を介して原子力発電プラント１０４に連結されており、発電に使用した水をこの第３給水配管６６により原子力発電プラント１０４に供給し、給水や冷却水として作用することができる。この場合、ダム６１は、内部に補助発電装置６４を有しており、ダム６１の貯水口（図示略）と補助発電装置６４は、ダム６１の内部で導水管６５により連結されている。

詳細に説明すると、図１に示すように、原子力発電プラント１０４は、配管３４に補助給水配管４８が接続され、この補助給水配管４８に補助給水ポンプ５０が設けられると共に、第１給水配管５１により純水タンク５２が連結され、第２給水配管５３により復水タンク５４が連結されている。そして、復水タンク５４は、第３給水配管（第２給水経路）６６が接続されており、この第３給水配管６６は、開閉弁６７が設けられると共に、端部に補助発電装置６４が接続されている。そして、補助発電装置６４は、導水管（第１給水経路）６５によりダム６１に接続されており、導水管６５に開閉弁６８が設けられている。なお、この第３給水配管６６を復水タンク５４に接続せずに直接補助給水配管４８に接続しても良く、この場合、第１給水配管５１や第２給水配管５３とは別に独立して第３給水配管６６を設けることができる。また、第３給水配管６６を復水タンク５４と補助給水配管４８の両方に接続してもよい。

なお、導水管６５及び第３給水配管６６は、開閉弁６７，６８より上流側に給水開放経路６９，７０が接続されると共に開放弁７１，７２が設けられている。また、図示しないが、第３給水配管６６と導水管６５に所定の圧力で開放するリリーフ弁を設けてもよい。

補助発電装置６４は、電源装置が喪失したとき、ダム６１からの水により発電し、発電した電力を原子力発電プラント１０４の中央管理室１０６に供給可能となっている。即ち、補助発電装置６４は、中央管理室１０６まで非常電力供給ライン１０７が設けられている。この場合、発電量や電力を必要とする箇所に応じて、例えば、加圧水型原子炉１２の各種センサ、空調設備、証明設備などに電力を供給するようにしてもよい。

また、第３給水配管６６は、補助発電装置６４と開閉弁６７との間に分岐給水配管７３が接続され、プラント冷却設備７４に接続する冷却配管（第２給水経路）７５と、プラント給水設備７６に接続する給水配管（第２給水経路）７７が設けられている。そして、冷却配管７５と給水配管７７に開閉弁７８，７９が設けられている。なお、ダム６１からの水を直接プラント冷却設備７４やプラント給水設備７６に供給する経路を設けてもよい。

従って、電源装置が喪失したとき、非常用電源設備が作動するものの、電力が不足したとき、開閉弁６８を開放することで、貯水池１０５の水をダム６１から導水管６５を通して補助発電装置６４に供給し、補助タービン６２を駆動して補助発電機６３による発電を開始する。そのため、電源装置が喪失したとき、補助発電装置６４は、非常電力供給ライン１０７により中央管理室１０６に非常電力を供給することができ、必要に応じて、加圧水型原子炉１２の各種センサ、空調設備、証明設備などに電力を供給することができる。

また、純水タンク５２の純水や復水タンク５４の複水の量が不十分であるとき、開閉弁６７を開放することで、補助発電装置６４が発電に使用した水を第３給水配管６６及び補助給水配管４８から配管３４を通して蒸気発生器１３に供給し、この蒸気発生器１３を冷却することができる。更に、開閉弁７８，７９を開放することで、補助発電装置６４が発電に使用した水を分岐給水配管７３から冷却配管７５を通してプラント冷却設備７４に供給したり、給水配管７７を通してプラント給水設備７６に供給したりすることもできる。

ここで、実施例１の原子力発電プラントにおける作用について説明する。

実施例１の原子力発電プラントにおいて、図１に示すように、津波や地震などにより加圧水型原子炉１２や蒸気発生器１３を作動する全ての電源装置が喪失したとき、まず、主蒸気逃がし弁４４が開放されることで、蒸気発生器１３の蒸気が配管１８から主蒸気逃がし配管４５を通して大気に開放され、蒸気発生器１３内の圧力を低下して冷却する。また、このとき、開閉弁４９，５５を開放することで、配管１８内の蒸気を冷却水分岐配管５７から補助給水ポンプ５０に供給し、この補助給水ポンプ５０を駆動し、純水タンク５２の純水を第１給水配管５１及び補助給水配管４８から配管３４を通して蒸気発生器１３に供給し、この蒸気発生器１３を冷却する。なお、純水タンク５２の純水がないときは、復水タンク５４の複水を第２給水配管５３及び補助給水配管４８から配管３４を通して蒸気発生器１３に供給し、この蒸気発生器１３を冷却する。

更に、電源装置が喪失すると、非常用電源設備が作動するが、電力が不足する可能性がある。また、この非常用電源設備が使用できない可能性もある。このとき、開閉弁６８を開放することで、ダム６１の水を導水管６５から補助発電装置６４に供給し、補助タービン６２を駆動して補助発電機６３による発電を開始する。そして、補助発電装置６４は、発電した電力を非常電力供給ライン１０７により中央管理室１０６に供給するし、必要に応じて、加圧水型原子炉１２の各種センサ、空調設備、証明設備などに電力を供給する。

また、純水タンク５２の純水や復水タンク５４の複水の量が足りなくなったり、使用できなくなったとき、開閉弁６７を開放することで、補助発電装置６４が発電に使用した水を第３給水配管６６及び補助給水配管４８から配管３４を通して蒸気発生器１３に供給し、この蒸気発生器１３を冷却する。このとき、補助発電装置６４が作動して電力を中央管理室１０６に供給していることから、オペレータは、補機や計器類を監視しながら、原子力発電プラント１０４を管理し、この間に喪失した電源装置の復旧を安全に行うことができる。

更に、開閉弁７８，７９を開放することで、補助発電装置６４が発電に使用した水を分岐給水配管７３から冷却配管７５を通してプラント冷却設備７４に供給したり、給水配管７７を通してプラント給水設備７６に供給したりする。

このように実施例１の原子力発電プラントにあっては、加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３の電源喪失時に二次系蒸気により駆動して蒸気発生器１３に二次系冷却水を供給する補助給水ポンプ５０を設けると共に、加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３の電源喪失時にダム６１の水により補助タービン６２を駆動して補助発電機６３により発電可能な補助発電装置６４を設けている。

従って、加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３の電源喪失時に、二次系蒸気により補助給水ポンプ５０が駆動して蒸気発生器１３に二次系冷却水を供給するため、この蒸気発生器１３及び加圧水型原子炉１２を適正に冷却することができる。また、補助発電装置６４は、ダム６１の水を使用して補助タービン６２を駆動して発電することができることから、原子力発電プラント１０４における各種の機器に送電することができ、発電装置を早期に復旧することに寄与し、加圧水型原子炉１２における安全性を向上することができる。

実施例１の原子力発電プラントでは、補助発電装置６４は、発電した電力を中央管理室１０６に供給可能としている。従って、加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３の電源喪失時に、補助発電装置６４は、発電した電力を中央管理室１０６に送電することから、中央管理室１０６にいるオペレータは、原子力発電プラント１０４を管理することが可能となり、加圧水型原子炉１２における安全性を向上することができる。

実施例１の原子力発電プラントでは、ダム６１の水を補助発電装置６４に供給する導水管６５と、導水管６５に設けられる開閉弁６８とを設け、加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３の電源喪失時に開閉弁６８を開放する。従って、電源喪失時に、開閉弁６８により導水管６５を開放することから、ダム６１の水を導水管６５により補助発電装置６４に供給することが可能となり、早期に補助発電装置６４による発電を開始することができる。

実施例１の原子力発電プラントでは、補助発電装置６４からプラント冷却設備７４またはプラント給水設備７６まで配管７５，７７が設けられている。従って、補助発電装置６４の発電に利用した水をプラント冷却設備７４やプラント給水設備７６に供給することができ、加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３の電源喪失時に、電力だけでなく、冷却機能や給水機能を確保することができる。

実施例１の原子力発電プラントでは、加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３の電源喪失時に蒸気発生器１３に冷却水を供給可能な補助給水ポンプ５０を有する補助給水配管４８を設け、補助給水配管４８に純水タンク５２や復水タンク５４を連結すると共に、ダム６１からの導水管６５及び第３給水配管６６を連結している。従って、加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３の電源喪失時に、ダム６１の水を蒸気発生器１３に供給して冷却することができ、冷却に必要な十分な量の二次系冷却材や水を確保することができる。

実施例１の原子力発電プラントでは、ダム６１を加圧水型原子炉１２から所定距離張られて設けている。従って、発電に必要な十分な量の水を容易に確保することができる。

図４は、本発明の実施例２に係る原子力発電プラントを表す概略構成図、図５は、実施例２の原子力発電プラントの配置を表す平面図、図６は、実施例２の原子力発電プラントの配置を表す概略図である。

実施例２の原子力発電プラントは、図４に示すように、加圧水型原子炉１２と、蒸気発生器１３と、蒸気タービン１９を駆動して発電する発電機２３と、復水器２８とを有すると共に、所定量の水を貯留可能な貯水槽としてのダム８１と、加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３の電源装置喪失時にこのダム８１の水により補助タービン８２を駆動して発電可能な補助発電機８３を有する補助発電装置８４とを有している。この場合、ダム８１と補助発電装置８４により水力発電設備が構成されている。

即ち、図５及び図６に示すように、山岳部１０１が海１０２まで迫っている地形を有する地域にて、海岸線に沿った平坦地１０３に上述した原子力発電プラント１０４が設置されている。一方、山岳部１０１における所定の湧水領域に設けられた貯水池１１１に対してダム（貯水槽）８１が設けられており、ダム８１に導水管（第１給水経路）８５を介して補助発電装置８４が連結されている。

この補助発電装置８４にて、補助発電機８３は、ダム８１から導水管８５を介して供給された水により補助タービン８２が駆動することで発電することができる。また、補助発電装置８４は、第３給水配管８６を介して原子力発電プラント１０４に連結されており、発電に使用した水をこの第３給水管８６により原子力発電プラント１０４に供給し、給水や冷却水として作用することができる。この場合、ダム８１は、小規模ダムであり、補助発電装置８４と所定距離をもっている。

詳細に説明すると、図４に示すように、原子力発電プラント１０４は、配管３４に補助給水配管４８が接続され、この補助給水配管４８に補助給水ポンプ５０が設けられると共に、第１給水配管５１により純水タンク５２が連結され、第２給水配管５３により復水タンク５４が連結されている。また、復水タンク５４は、第３給水配管（第２給水経路）８６が接続されており、この第３給水配配管８６は、開閉弁８７が設けられると共に、端部に補助発電装置８４が接続されている。そして、補助発電装置８４は、導水管（第１給水経路）８５によりダム８１に接続されており、導水管８５に開閉弁８８が設けられている。

補助発電装置８４は、電源装置が喪失したとき、ダム８１からの水により発電し、発電した電力を原子力発電プラント１０４の中央管理室１０６に供給可能となっている。また、このとき、補助発電装置８４で使用した水をプラント冷却設備７４に供給可能であると共に、プラント給水設備７６に供給可能となっている。

従って、電源装置が喪失したとき、非常用電源設備が作動するものの、電力が不足したとき、開閉弁８８を開放することで、貯水池１１１の水をダム８１から導水管８５を通して補助発電装置８４に供給し、補助タービン８２を駆動して補助発電機８３による発電を開始する。そのため、電源装置が喪失したとき、補助発電装置８４は、非常電力供給ライン１０７により中央管理室１０６に非常電力を供給することができ、必要に応じて、加圧水型原子炉１２の各種センサ、空調設備、証明設備などに電力を供給することができる。

また、純水タンク５２の純水や復水タンク５４複水の量が不十分であるとき、開閉弁８７を開放することで、補助発電装置８４が発電に使用した水を第３給水配管８６及び補助給水配管４８から配管３４を通して蒸気発生器１３に供給し、この蒸気発生器１３を冷却することができる。更に、開閉弁７８，７９を開放することで、補助発電装置８４が発電に使用した水を分岐給水配管７３から冷却配管７５を通してプラント冷却設備７４に供給したり、給水配管７７を通してプラント給水設備７６に供給したりすることもできる。

このように実施例２の原子力発電プラントにあっては、加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３の電源喪失時に二次系蒸気により駆動して蒸気発生器１３に二次系冷却水を供給する補助給水ポンプ５０を設けると共に、加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３の電源喪失時にダム８１の水により補助タービン８２を駆動して補助発電機８３により発電可能な補助発電装置８４を設けている。

従って、加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３の電源喪失時に、二次系蒸気により補助給水ポンプ５０が駆動して蒸気発生器１３に二次系冷却水を供給するため、この蒸気発生器１３及び加圧水型原子炉１２を適正に冷却することができる。また、補助発電装置８４は、ダム８１の水を使用して補助タービン８２を駆動して発電することができることから、原子力発電プラント１０４における各種の機器に送電することができ、発電装置を早期に復旧することに寄与し、加圧水型原子炉１２における安全性を向上することができる。

図７は、本発明の実施例３に係る原子力発電プラントを表す概略構成図、図８は、実施例３の原子力発電プラントの配置を表す平面図、図９は、実施例３の原子力発電プラントの配置を表す概略図である。

実施例３の原子力発電プラントは、図７に示すように、加圧水型原子炉１２と、蒸気発生器１３と、蒸気タービン１９を駆動して発電する発電機２３と、復水器２８とを有すると共に、所定量の水を貯留可能な貯水槽としての貯水タンク９１と、加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３の電源装置喪失時にこの貯水タンク９１の水により補助タービン９２を駆動して発電可能な補助発電機９３を有する補助発電装置９４とを有している。この場合、貯水タンク９１と補助発電装置９４により水力発電設備が構成されている。

即ち、図８及び図９に示すように、山岳部１０１が海１０２まで迫っている地形を有する地域にて、海岸線に沿った平坦地１０３に上述した原子力発電プラント１０４が設置されている。一方、山岳部１０１における所定の位置に貯水タンク９１が設けられており、貯水タンク９１に導水管（第１給水経路）９５を介して補助発電装置９４が連結されている。この場合、貯水タンク９１は、複数設けられており、導水管９５が切替可能となっている。

この補助発電装置９４にて、補助発電機９３は、貯水タンク９１から導水管９５を介して供給された水により補助タービン９２が駆動することで発電することができる。また、補助発電装置９４は、第３給水配管９６を介して原子力発電プラント１０４に連結されており、発電に使用した水をこの第３給水配管９６により原子力発電プラント１０４に供給し、給水や冷却水として作用することができる。

詳細に説明すると、図７に示すように、原子力発電プラント１０４は、配管３４に補助給水配管４８が接続され、この補助給水配管４８に補助給水ポンプ５０が設けられると共に、第１給水配管５１により純水タンク５２が連結され、第２給水配管５３により復水タンク５４が連結されている。また、復水タンク５４は、第３給水配管（第２給水経路）９６が接続されており、この第３給水配管９６は、開閉弁９７が設けられると共に、端部に補助発電装置９４が接続されている。そして、補助発電装置９４は、導水管（第１給水経路）９５により貯水タンク９１に接続されており、導水管９５に開閉弁９８が設けられている。

補助発電装置９４は、電源装置が喪失したとき、貯水タンク９１からの水により発電し、発電した電力を原子力発電プラント１０４の中央管理室１０６に供給可能となっている。また、このとき、補助発電装置９４で使用した水をプラント冷却設備７４に供給可能であると共に、プラント給水設備７６に供給可能となっている。

なお、貯水タンク９１は、周辺にある貯水池や河川、または、ダムの水などを貯留可能であり、また、揚水式水力発電を用いてもよい。即ち、原子力発電プラント１０４の近傍に調整池（海）を設け、夜間に電気を使って調整池の水を貯水タンク９１に移動して貯水するようにしてもよい。

従って、電源装置が喪失したとき、非常用電源設備が作動するものの、電力が不足したとき、開閉弁９８を開放することで、貯水タンク９１の水を導水管９５から補助発電装置９４に供給し、補助タービン９２を駆動して補助発電機９３による発電を開始する。そのため、電源装置が喪失したとき、補助発電装置９４は、非常電力供給ライン１０７により中央管理室１０６に非常電力を供給することができ、必要に応じて、加圧水型原子炉１２の各種センサ、空調設備、証明設備などに電力を供給することができる。

また、純水タンク５２の純水や復水タンク５４の複水の量が不十分であるとき、開閉弁９７を開放することで、補助発電装置９４が発電に使用した水を第３給水配管９６及び補助給水配管４８から配管３４を通して蒸気発生器１３に供給し、この蒸気発生器１３を冷却することができる。更に、開閉弁７８，７９を開放することで、補助発電装置９４が発電に使用した水を分岐給水配管７３から冷却配管７５を通してプラント冷却設備７４に供給したり、給水配管７７を通してプラント給水設備７６に供給したりすることもできる。

このように実施例３の原子力発電プラントにあっては、加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３の電源喪失時に二次系蒸気により駆動して蒸気発生器１３に二次系冷却水を供給する補助給水ポンプ５０を設けると共に、加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３の電源喪失時に貯水タンク９１の水により補助タービン９２を駆動して補助発電機９３により発電可能な補助発電装置９４を設けている。

従って、加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３の電源喪失時に、二次系蒸気により補助給水ポンプ５０が駆動して蒸気発生器１３に二次系冷却水を供給するため、この蒸気発生器１３及び加圧水型原子炉１２を適正に冷却することができる。また、補助発電装置９４は、貯水タンク９１の水を使用して補助タービン９２を駆動して発電することができることから、原子力発電プラント１０４における各種の機器に送電することができ、発電装置を早期に復旧することに寄与し、加圧水型原子炉１２における安全性を向上することができる。

１２ 加圧水型原子炉
１３ 蒸気発生器
１８，３４ 配管
１９ 蒸気タービン
２３ 発電機
２８ 復水器
４４ 主蒸気逃がし弁
４５ 主蒸気逃がし配管
４８ 補助給水配管（補助冷却材経路）
５０ 補助給水ポンプ
５１ 第１給水配管
５２ 純水タンク（補助冷却材タンク）
５３ 第２給水配管
５４ 復水タンク（補助冷却材タンク）
６１，８１ ダム
６２，８２，９２ 補助タービン
６３，８３，９３ 補助発電機
６４，８４，９４ 補助発電装置
６５，８５，９５ 導水管（第１給水経路）
６６，８６，９６ 第３給水配管（第２給水経路）

Claims (6)

1. 一次系冷却材を加熱する原子炉と、
   前記一次系冷却材と二次系冷却材との間で熱交換することで前記一次系冷却材を冷却すると共に二次系蒸気を生成する蒸気発生器と、
   前記二次系蒸気によりタービンを駆動して発電する発電装置と、
   前記タービンを駆動した後の前記二次系蒸気を冷却して前記二次系冷却材とする復水器と、
   所定量の水を貯留可能な貯水槽と、
   前記原子炉及び前記蒸気発生器の電源喪失時に前記貯水槽の水により補助タービンを駆動して発電可能な補助発電装置と、
   を有することを特徴とする原子力発電プラント。
2. 前記補助発電装置は、発電した電力を中央管理室に供給可能であることを特徴とする請求項１に記載の原子力発電プラント。
3. 前記貯水槽の水を前記補助発電装置に供給する第１給水経路と、前記第１給水経路に設けられる開閉弁とを有し、前記原子炉及び前記蒸気発生器の電源喪失時に前記開閉弁を開放することを特徴とする請求項１または２に記載の原子力発電プラント。
4. 前記補助発電装置からプラント冷却設備またはプラント給水設備まで第２給水経路が設けられることを特徴とする請求項３に記載の原子力発電プラント。
5. 前記原子炉及び前記蒸気発生器の電源喪失時に前記蒸気発生器に二次系冷却材を供給可能な補助ポンプを有する補助冷却材経路が設けられ、前記補助冷却材経路に補助冷却材タンクが連結されると共に、前記補助冷却材経路または前記補助冷却材タンクに前記貯水槽からの給水経路が連結されることを特徴とする請求項１または２に記載の原子力発電プラント。
6. 前記貯水槽は、前記原子炉から所定距離離れて設けられたダムまたは貯水タンクであることを特徴とする請求項１から５のいずれか一つに記載の原子力発電プラント。

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