堆芯事故冷却系统以及沸水型原子能设备的制作方法

专利名称:堆芯事故冷却系统以及沸水型原子能设备的制作方法
技术领域：
本发明涉及堆芯事故冷却系统以及具备堆芯事故冷却系统的沸水型原子能设备。
背景技术：
[N+1安全基准和N+2安全基准]
作为在以往的沸水堆的堆芯事故冷却系统(ECCS)的设计中应用的最普遍的安全基准，存在单一故障基准。该基准是如下的安全基准:在进行作为设计基准事故(DBA)的冷却材料丧失事故(LOCA)的安全评价时，即便是假定在堆芯事故冷却系统的一个部位发生故障、至少一个系统的堆芯事故冷却系统无法发挥功能的状态下，也要求能够充分地进行所需要的堆芯的冷却。这在以下的说明中称作N+1基准。
并且，以往的沸水堆的堆芯事故冷却系统一般被分割成两个分区至四个分区的安全分区，在一个安全分区设置多个系统，并从针对每个安全分区设置的备用电源朝设置在该安全分区内的多个系统供电。
通常，在一个安全分区中仅有一个备用电源，因此，当假定该备用电源的故障是单一故障时，设该安全分区内的电动系统全部丧失功能而进行安全评价。实际上，由于从外部电源系统进行供电，因此，仅在备用电源的单一故障中，该安全分区内的电动系统不会丧失功能，但是，在设计基准事故的安全评价中，极其要求在安全侧也同时假定外部电源系统的丧失。因此，要求假定因上述备用电源的单一故障而该安全分区的电动系统全部丧失功能。
另外，此处，所谓分区，不仅意味着如上的紧急电源的供电的分区，还意味着针对在原子能发电站内在安全上假想的万一发生的火灾、溢水而利用物理的分隔壁(防火墙、水密墙)进行划分，为了避免在其他分区内产生的事件的影响波及到该分区而设计的安全设计上的空间区域。即，是为了下述目的而设计的:即便作为单一故障假想由于火灾、溢水而导致一个分区的堆芯事故冷却系统完全丧失功能的事件，该影响也完全不会对其他分区带来影响。当在该分区设置有安全系统的情况下这里将该分区称作安全分区。并且，当在该分区设置有不包含安全系统的常用系统的情况下将该分区称作常用系统分区。
对于安全系统的单一故障，当一个安全分区整体丧失功能的情况下，安全性能的降低状态最严重，因此，选择安全分区整体丧生功能的部位(例如备用电源)或者原因(例如火灾、溢水)来进行假定。
并且，存在如下的规定:当通过装置运转中的定期试验等了解到紧急堆芯冷却系统发生故障的情况下，是处于已经发生单一故障的状况，因此仅允许继续运转7天至10天左右的天数，当在此期间故障状态无法恢复的情况下使装置停止。该规定是通过利用保安规定来限制允许停役时间(Allowed Outage Time (AOT))来实施的。在以下的说明中，将该规定称作AOT规定。
在美国以及日本一般进行如上的基于堆芯事故冷却系统的N+1基准的安全设计和基于AOT规定的运转限制。在这些国家，堆芯事故冷却系统的可靠性高，几乎不会发生故障，因此是非常合理且高效的方法。与此相对，在欧洲的一部分国家的安全基准中，要求不仅假定单一故障，进一步还要假定因进行在线维修而还有一个安全分区处于功能丧失状态的情况。这在以下的说明中称作N+2基准。
S卩，要求以堆芯事故冷却系统始终在某一处发生故障、且始终在装置运转过程中实施维修(在线维修)的情况作为前提进行设计，并且，以当发生了设计基准事故时一旦使处于待机状态的其余的堆芯事故冷却系统自动起动则还会在某另一处发生故障的前提实施安全设计和安全评价。N+2基准是非常重视安全性的安全基准，在N+2基准下，能够无限期地实施堆芯事故冷却系统的仅一个系统的在线维修。结果，如果应用该N+2基准进行设计，则堆芯事故冷却系统的维修全都能够在设备运转过程中实施，能够期待得到对缩短设备停止时间、提高设备停止过程中的安全性作出较大贡献的效果。
当在N+2基准下假定发 生了作为设计基准事故的冷却材料丧失事故时，认为堆芯事故冷却系统的一个系统的配管断裂而发生冷却材料丧失事故，在单一故障和在线维修中还有两个系统的堆芯事故冷却系统丧失功能，因此至少需要四个系统的堆芯事故冷却系统。并且，在N+2基准下，由于假定因单一故障和在线维修而两个分区丧失功能，因此最低需要有三个分区。当利用三个分区构成动态安全分区时，在任一个分区都需要两个系统，并且，由于需要对称性，因此结果在各安全分区都需要设置两个系统的堆芯事故冷却系统。
[ “BWR72”的堆芯事故冷却系统]
德国的“BWR72”堆芯事故冷却系统就是以动态三分区满足N+2基准的代表例。以下，参照图7对德国的“BWR72”的堆芯事故冷却系统的结构进行说明。
在图7中，堆芯事故冷却系统由动态三分区构成，在各分区设置有电动驱动的高压堆芯注水系统(HPCI)25和同样电动驱动的低压堆芯注水系统(LPCI)26以及对它们供电的备用柴油发电机(EDG) 4。在各分区存在两个系统的电动驱动的系统，备用柴油发电机4的容量变大。并且，形成为当各动态安全分区的反应堆辅助设备冷却系统(未图示)丧失功能时该分区的高压堆芯注水系统25和低压堆芯注水系统26同时丧失功能的设计。结果，堆芯事故冷却系统的系统数量的总数为六个系统，形成为三个分区的反应堆辅助设备冷却系统的非可靠度决定整体的非可靠度的结构。并且，同样，存在当对各动态安全分区供电的备用柴油发电机4发生故障时该分区的高压堆芯注水系统25和低压堆芯注水系统26同时丧失功能的问题。
[ “BWR75”堆芯事故冷却系统]
作为以N+2基准设计的另一个代表性的BWR的例子，存在瑞典的“BWR75”。以下，利用图8对该“BWR75”堆芯事故冷却系统的概要进行说明。
在图8中，由四个分区构成的堆芯事故冷却系统在各安全分区具备辅助供水系统(AFS) 31、低压堆芯注水系统26或者低压堆芯喷洒系统(LPCS) 32、残留热除去系统(RHR)以及备用柴油发电机4，低压堆芯注水系统26或者低压堆芯喷洒系统32与残留热除去系统不共用泵而设置成独立的系统。另外，对于“BWR75”的残留热除去系统，当发生设计基准事故时，该残留热除去系统作为专门用于冷却反应堆收纳容器的湿井和干井和收纳容器冷却系统使用，因此，在图中作为湿井、干井冷却系统(WDCS) 24不出。
所有的系统都使用电动驱动的泵，系统数量的总数多达十二个系统，备用柴油发电机4的容量变大。尽管如此，但对于在各动态分区存在多个的电动驱动的堆芯事故冷却系统，存在由于该分区的备用柴油发电机4的故障而全部丧失功能的问题。并且，同样存在因各动态安全分区的反应堆辅助设备冷却系统(未图示。)的故障而导致设置于该分区的所有的堆芯事故冷却系统丧失功能的问题。
[在满足N+2基准的动态安全分区还设置静态安全分区的例子]
如上所述，满足N+2基准的动态分区的堆芯事故冷却系统充分具有多重性，安全性高，但是，进一步作为除了设置满足N+2基准的动态分区还设置静态安全分区的例子，存在通过专利文献I而公知的技术。将通过这样相对于动态安全分区独立地设置静态安全分区来进一步提高安全性的系统称作深层混合安全系统。
以下，基于图9对该现有例进行说明。在图9中，动态安全分区是第一安全分区、第二安全分区、第三安全分区这三个分区。第四分区是静态安全分区。在由上述三个分区构成的动态安全分区分别设置有高压堆芯冷却系统(HPCF) 1、与残留热除去系统3共用的低压堆芯冷却系统(LPFL)2以及对上述高压堆芯冷却系统I和低压堆芯冷却系统2双方供电的备用柴油发电机4。并且，在上述静态安全分区设置有隔离式冷凝器(IC) 5、静态收纳容器冷却系统(PCCS) 8以及重力落下式堆芯冷却系统(⑶CS) 9。
结果，形成为如下的设计:即便在因特大地震、大海嘯等自然灾害而三个动态安全分区的堆芯事故冷却系统全都丧失功能的情况下，还能够利用静态安全分区的堆芯事故冷却系统确保反应堆的安全性。但是，在各动态安全分区设置有两个系统的堆芯事故冷却系统，在三个分区总计设有六个系统，如上所述，超过N+2基准所需要的最小的系统数量即四个系统。
并且，由于各备用柴油发电机4需要对两个系统的堆芯事故冷却系统供电，因此例如需要具有5000kW左右的大容量。结果，形成满足N+2基准的动态安全分区的堆芯事故冷却系统的物体量、成本增大的结果。由于物体量增大，因此对其进行收纳的建筑物的体积也增大。此外，存在由于追加第四静态安全分区而导致整体的物体量和成本增大的问题。并且，在各动态安全分区存在反应堆辅助设备冷却系统(未图示。)，会因该反应堆辅助设备冷却系统丧失功能而导致同一安全分区内的高压堆芯冷却系统I和低压堆芯冷却系统2双方也一并丧失功能，因此存在动态安全分区整体的非可靠度由三个分区的反应堆辅助设备冷却系统的非可靠度决定的问题。
现有技术文献
专利文献
专利文献1:日本特开2008发明所要解决的课题
对于以往的满足N+2基准的堆芯事故冷却系统的结构，在一个动态安全分区内存在多个电动驱动的系统，存在对此供电的备用柴油发电机的容量大型化的问题。并且，由于一个动态安全分区内的多个系统由同一个辅助设备冷却系统冷却，因此存在因一个分区的辅助设备冷却系统的故障而导致同一分区内的多个系统丧失功能的问题。同样，还存在由于一个分区的备用柴油发电机的故障而导致同一分区内的多个系统丧失功能的问题。此夕卜，系统数量的总数多达六个系统至十二个系统，成为成本和建筑物体积增大的原因。
结果，当针对满足N+2基准的动态安全分区进一步追加静态安全分区时，存在成本和建筑物体积进一步增大的问题。
在本发明中，目的在于解决上述的课题，在沸水型原子能设备的堆芯事故冷却系统中，使备用电源小型化、使电动驱动的系统数量最小化、且避免因辅助设备冷却系统丧失功能而导致多个系统丧失功能。
用于解决课题的方案
为了达成上述目的，本发明所涉及的堆芯事故冷却系统是沸水型原子能设备的堆芯事故冷却系统，上述堆芯事故冷却系统具有:分别具备电动驱动的动态安全系统的至少四个动态安全分区；以及具备不需要电动驱动的静态安全系统的至少一个静态安全分区，上述堆芯事故冷却系统的特征在于，上述动态安全分区的数量比发生设计基准事故时所需要的数量多两个以上，在上述动态安全分区的各个中设置有一个系统的电动驱动的动态安全系统和对该电动驱动的动态安全系统供给电源的备用电源，上述静态安全系统是如下结构:在假想当一个系统的动态安全系统进行在线维修时发生事故的情况下，在作为在线维修对象的动态安全系统的恢复所需要的时间，即便不从外部进行冷却水的补给也能够进行堆芯的冷却。
并且，本发明所涉及的沸水型原子能设备具有堆芯事故冷却系统，该堆芯事故冷却系统具备分别具有电动驱动的动态安全系统的至少四个动态安全分区和具有不需要电动驱动的静态安全系统的至少一个静态安全分区，上述沸水型原子能设备的特征在于，上述动态安全分区的数量比发生设计基准事故时所需要的数量多两个以上，在上述动态安全分区的各个中设置有一个系统的电动驱动的动态安全系统和对该电动驱动的动态安全系统供给电源的备用电源，上述静态安全系统是如下结构:在假想当一个系统的动态安全系统进行在线维修时发生事故的情况下，在作为在线维修对象的动态安全系统的恢复所需要的时间，即便不从外部进行冷却水的补给也能够进行堆芯的冷却。
发明效果
根据本发明，在沸水型原子能设备的堆芯事故冷却系统中，能够使备用电源小型化、使电动驱动的系统数量最小化、能够避免因辅助设备冷却系统丧失功能而导致多个系统丧失功能。


图1是示出本发明所涉及的堆芯事故冷却系统的第一实施方式的整体结构的说明图。
图2是示出本发明所涉及的堆芯事故冷却系统的第二实施方式的整体结构的说明图。
图3是示出本发明所涉及的堆芯事故冷却系统的第三实施方式的整体结构的说明图。
图4是示出本发明所涉及的堆芯事故冷却系统的第四实施方式的整体结构的说明图。
图5是示出本发明所涉及的堆芯事故冷却系统的第五实施方式的整体结构的说明图。
图6是示出本发明所涉及的堆芯事故冷却系统的第六实施方式的整体结构的说明图。
图7是示出以往的“BWR72”堆芯事故冷却系统的整体结构的说明图。
图8是示出以往的“BWR75”堆芯事故冷却系统的整体结构的说明图。
图9是示出以往的满足N+2基准的深层混合安全系统的堆芯事故冷却系统的整体结构的说明图。
具体实施方式
以下，基于图1至图6对本发明涉及的堆芯事故冷却系统的实施方式进行说明。另夕卜，对图中的与图7至图9相同的部分标注相同标号并省略重复部分的说明，仅对主要部分进行说明。
[第一实施方式]
利用图1对本发明所涉及的堆芯事故冷却系统的第一实施方式进行说明。
图1是示出本发明的第一实施方式的堆芯事故冷却系统的结构的图。本实施方式的堆芯事故冷却系统由动态堆芯事故冷却系统专用的第一、第二、第三、第四安全分区以及包含静态堆芯事故冷却系统的第五安全分区总计五个安全分区构成。在动态堆芯事故冷却系统专用的第一、第二、第三、第四安全分区分别作为电动驱动的低压堆芯冷却系统设置有低压堆芯冷却系统(LPFL) 2，作为与低压堆芯冷却系统2共用泵和配管的一部分的残留热除去系统(RHR)设置有残留热除去系统3，作为备用电源设置有备用柴油发电机(EDG)4。低压堆芯冷却系统2和残留热除去系统3共用泵与配管的一部分，因此在图中以LPFL2/RHR3表不。
并且，虽然并未图示，但作为反应堆的减压机构另外设置有自动减压系统(ADS)。自动减压系统是当发生小口径配管断裂事故时等使多个溢流安全阀自动打开从而进行反应堆的减压的装置，在以往的沸水型反应堆中也共通设置。
此处，低压堆芯冷却系统2、残留热除去系统3、备用柴油发电机4、自动减压系统等各自的构造与现有的改良型BWR (ABWR)的堆芯事故冷却系统的构造相同(参照专利文献I)。
低压堆芯冷却系统2至少具有当发生设计基准事故的冷却材料丧失事故时例如进行堆芯的冷却所需要的100%的注水容量。即，低压堆芯冷却系统2能够当在仅一个系统的运转中发生设计基准事故的冷却材料丧失事故时在其工作标准压力以下安全地对堆芯进行冷却。低压堆芯冷却系统2的工作标准压力低于反应堆的通常运转时压力，例如为17kg/cm2 (约 1.7MPa)。
并且，残留热除去系统3的除热容量针对各安全分区的每个保有当发生设计基准事故时对堆芯以及反应堆收纳容器进行冷却所需要的除热量的至少50%。即，为了供给发生设计基准事故时进行堆芯以及反应堆收纳容器的冷却所需要的除热量的100%，至少需要使任意两个分区的动态安全分区的残留热除去系统3工作。
由此，本实施方式的发生设计基准事故时需要的最小分区数N为2。
另外，当然也可以代替备用柴油发电机4而使用备用燃气轮机发电机(GTG)。备用燃气轮机发电机不存在冷却水系统，与需要冷却水系统的备用柴油发电机4相比，能够得到可靠性更高的效果。并且，在各安全分区设置的备用电源也可以并不是I X 100%容量，而是2 X 50%容量。S卩，也可以设置两组小型的电源等。
上述低压堆芯冷却系统2能够利用其他的所有的电源驱动的低压堆芯事故冷却系统代替。
此外，在包含第五静态堆芯事故冷却系统的安全分区中设置有隔离式冷凝器(IC)5。隔离式冷凝器5的构造与现有的ESBWR (Economical and Simplified BWR)的隔离式冷凝器的构造相同(参照专利文献I)。
隔离式冷凝器5作为冷却水源例如保有能够除去3至7天左右的衰变热的大量的水量(例如1500m3)。可冷却期间具有幅度是因为根据设备输出不同而衰变热也不同。例如，当将本实施方式的堆芯事故冷却系 统应用于60万kWe级别的BWR的情况下形成为7天左右的可冷却期间，当应用于120万kWe级别的BWR的情况下形成为3天左右的可冷却期间。另外，即便是对于180万kWe级别的BWR，如果进一步增加冷却水的保有量，则当然也能够确保3天以上的可冷却期间。
该第一实施方式与现有例的不同特征之一在于利用四个系统的低压堆芯冷却系统构成能够满足欧洲的N+2安全基准的深层混合5分区。
例如，当作为设计基准事故的冷却材料丧失事故而假想第一安全分区的低压堆芯冷却系统2的注水配管断裂事故的情况下，作为N+2安全基准，要求假定在第二安全分区的备用柴油发电机4发生单一故障，此外，假定在第三安全分区的备用柴油发电机4进行在线维修，进一步假定外部电源丧失。即便是在该情况下，由于第四安全分区的低压堆芯冷却系统2和备用柴油发电机4能够运转，因此能够确保进行堆芯冷却所需要的100%以上的注水容量。并且，由于第一安全分区的残留热除去系统3和第四安全分区的残留热除去系统3能够使用，分别具有进行堆芯以及反应堆收纳容器的冷却所需要的50%以上的除热能力，因此总计能够进行100%以上的冷却。
并且，即便假想因发生源自外部的火灾而导致第一安全分区的堆芯事故冷却系统丧失功能，假定在第二安全分区的备用柴油发电机4发生单一故障，假定在第三安全分区的备用柴油发电机4进行在线维修，也能够利用第四安全分区的残留热除去系统3和第五安全分区的隔离式冷凝器5长期持续进行反应堆收纳容器和反应堆的冷却。因而，能够期待在此期间第二以及第三安全分区的备用柴油发电机4的恢复和外部电源的恢复，然后能够使反应堆安全地低温停止。
另一方面，即便由于超出设计条件的大地震、大飓风等残酷的自然现象而发生在外部电源丧失的同时四台备用柴油发电机4也全部发生故障的全部交流电源丧失事项(SB0)，也能够利用设置于第五安全分区的隔离式冷凝器5长期安全地持续进行堆芯的冷却。在此期间外部电源可能恢复、备用柴油发电机4可能恢复，所以然后能够使反应堆安全地低温停止。这样，由于隔离式冷凝器5是其运转完全不需要交流电源的静态冷却设备，因此，在除了四个分区的动态堆芯事故冷却系统还保持隔离式冷凝器5的该第一实施方式的堆芯事故冷却系统中，能够确保极高的深层混合安全性。
另外，上述隔离式冷凝器5保有即便如上所述单独地而不从外部进行冷却水的补给的情况下也能够进行至少8小时(实际上为3至7天)的堆芯冷却的冷却水。因此，能够期待在此期间处于在线维修中的备用电源、动态堆芯事故冷却系统的恢复。
并且，即便在发生了供水丧失、反应堆被隔离的过渡变化等的情况下，上述隔离式冷凝器5也能够安全地持续进行反应堆的冷却。此外，在以这种方式构成的基于本发明的第一实施方式中，设置于第一、第二、第三、第四安全分区的备用柴油发电机4仅朝低压堆芯冷却系统2这一个系统供电，因此，作为容量例如能够小型化至3000kW左右。
并且，即便假定在第一安全分区发生了火灾、在第二安全分区的备用柴油发电机4发生了单一故障、在第三安全分区的备用柴油发电机4正在进行在线维修、且进一步假定当在利用第五安全分区的隔离式冷凝器5实施反应堆的高温停止时发生了溢流安全阀的开口粘连，在本实施方式中，能够利用第四安全分区的低压堆芯冷却系统2/残留热除去系统3进行堆芯以及反应堆收纳容器的冷却，因此得到能够确保一般公众的安全性的效果。
并且，由于动态堆芯事故冷却系统形成为低压堆芯冷却系统2仅为最小数量的四个系统，因此能够降低配置上述系统的建筑物的体积。这样，虽然低压堆芯冷却系统2仅为最小数量的四个系统，但即便各动态分区的反应堆辅助设备冷却系统发生故障，因此而丧失功能的低压堆芯冷却系统2也仅限于一个系统，不会发生多个低压堆芯冷却系统2因单一的反应堆辅助设备冷却系统的故障而从属地丧失功能的情况。
根据该实施方式，能够以高可靠度提供最适合下一代的BWR设备的同时具有静态安全系统和动态堆芯事故冷却系统的深层混合安全系统。对于成为对于针对内在事项安全性已经极高的BWR来说唯一残留的危险性的外在事项，在运转时通过因具有静态安全系统的多样性而带来的安全性、并且在设备停止时通过因适合动态堆芯事故冷却系统的N+2安全基准的多重性而带来的安全性，得到可提供针对大地震、大飓风等残酷的自然现象、因外部原因而导致的火灾使残留的危险性实质上变为零的安全性高的下一代BWR。
并且，根据该实施方式，在各动态安全分区设置的电动驱动的堆芯事故冷却系统仅为低压堆芯冷却系统这一个系统，能够使备用电源的容量最小化，并且能够使因反应堆辅助设备冷却系统的故障而丧失功能的堆芯事故冷却系统的数量最小化。与现有的深层混合安全系统相比能够将电动驱动的堆芯事故冷却系统的系统数量从六个系统减少至四个系统，因此能够降低用于配置上述系统的建筑物体积。
[第二实施方式]
其次，图2是示出本发明的第二实施方式的堆芯事故冷却系统的结构的图。在本实施方式中，作为辅助电源的燃气轮机发电机6仅具备一台，在所有的动态堆芯事故冷却系统专用的安全分区中共用，能够切换至动态堆芯事故冷却系统专用的安全分区的任一个而进行供电。由于能够切换至各动态安全分区而从燃气轮机发电机6供电，因此能够以使得可从燃气轮机发电机6朝各动态安全分区的电源母线供电的方式经由切断器7进行切换而进行供电。
在以上述方式构成的本实施方式中，针对设备运转过程中的全部交流电源丧失事项的安全性提高。此外，即便当在设备停止过程中仅利用四个动态安全分区进行堆芯冷却时也能够确保电源的多样性，因此，即便在设备停止过程中发生大地震、大飓风等残酷的自然现象，也能够显著地降低因此而导致发生堆芯损伤的危险性。
[第三实施方式]
其次，图3是示出本发明的第三实施方式的堆芯事故冷却系统的结构的图。在本实施方式中，在常用系统分区设置透平驱动的作为辅助供水系统的反应堆隔离冷却系统(RCIC)IO0反应堆隔离冷却系统10以反应堆的主蒸汽作为动力源工作，因此在工作中不需要备用柴油发电机4。并且，由于也不需要利用反应堆辅助设备冷却系统进行的冷却，因此能够单独设置在上述常用系统分区。
在本实施方式中，由于存在反应堆隔离冷却系统10，因此即便溢流安全阀发生开口粘连的事项也能够安全地维持反应堆的水位。并且，即便发生小断裂冷却材料丧失事故也不会使反应堆减压，能够维持反应堆水位并对堆芯进行冷却。
另外，虽然反应堆隔离冷却系统10是常用系统，但在第一、第二、第三、第四动态安全分区也可以设置反应堆隔离冷却系统10。即便在该情况下，由于反应堆隔离冷却系统10在工作中不需要交流电源，因此不需要增加备用柴油发电机4的容量。此外，也可以设置于第五静态安全分区。当像这样增加反应堆隔离冷却系统10的设置数量的情况下，相应地，堆芯事故冷却系统的可靠性提高。
[第四实施方式]
其次，图4是示出本发明的第四实施方式的堆芯事故冷却系统的结构的图。在本实施方式中，在包含静态堆芯事故冷却系统的第五安全分区中，除了设置隔离式冷凝器5之外，还设置静态收纳容器冷却系统(PCCS) 8。静态收纳容器冷却系统8的构造与现有的ESBWR的收纳容器冷却系统的构造相同。静态收纳容器冷却系统8仅由静态设备构成，完全不需要动力电源。并且，也完全不需要利用反应堆辅助设备冷却系统之类的动态设备进行的二次侧的冷却。
因此，即便在发生大地震、大飓风等残酷的自然现象而外部电源、备用电源、反应堆辅助设备冷却系统等设备全部损坏的情况下，静态收纳容器冷却系统8也能够以极高的可靠性进行反应堆收纳容器的冷却。即，静态收纳容器冷却系统8针对残留热除去系统3的反应堆收纳容器冷却功能提供非常优异的多样性。这样，根据本实施方式的堆芯事故冷却系统，即便发生残酷的自然现象也能够以极高的安全性确保反应堆收纳容器的冷却。
[第五实施方式]
其次，图5是示出本发明的第五实施方式的堆芯事故冷却系统的结构的图。在本实施方式中，在包含静态堆芯事故冷却系统的第五安全分区，除了设置隔离式冷凝器5以及静态收纳容器冷却系统8之外，还设置重力落下式堆芯冷却系统(⑶CS) 9。
重力落下式堆芯冷却系统9的构造与现有的ESBWR的重力落下式堆芯冷却系统的构造相同。重力落下式堆芯冷却系统9在其工作中完全不需要动力电源、反应堆辅助设备冷却系统等辅助设备，因此，即便是在因大地震、大飓风等残酷的自然现象而导致发生长期的全部交流电源丧失、并且隔离式冷凝器5因某种原因而丧失功能，造成堆芯损害事故的情况下，也能够使上述重力落下式堆芯冷却系统9的冷却水落下至反应堆收纳容器的下部，由此，能够进行堆芯残骸(debris)的水浸冷却。
虽然在进行堆芯残骸的水浸冷却时会产生与衰变热相当的蒸汽，但该蒸汽由静态收纳容器冷却系统8借助自身的压力吸引，并被冷却凝结而再次借助重力回流至重力落下式堆芯冷却系统9的冷却水池(未图示。)，并能够再次作为重力落下式堆芯冷却系统9的冷却水用于进行堆芯残骸的水浸冷却。
在采用了以上述方式构成的本实施方式的堆芯事故冷却系统的BWR中，即便是在因残酷的自然现象等而导致发生了堆芯损害事故的情况下，也能够更可靠地进行反应堆收纳容器的冷却以及健全性维持，与现有的BWR相比能够将因残酷的自然条件而带来的危险性抑制在极低限度。通过赋予基于该静态收纳容器冷却系统8和重力落下式堆芯冷却系统9的静态的反应堆收纳容器的冷却功能，能够将因残酷的自然现象而带来的危险性实质上降低至零。
[第六实施方式]
其次，图6是示出本发明的第六实施方式的堆芯事故冷却系统的结构的图。在图6中，在第四安全分区设置有直流电源驱动的均压堆芯冷却系统(EPFL)Il和直流电源(DC)12。均压堆芯冷却系统11在反应堆压力与反应堆收纳容器压力大致相等的均压状态下具有与低压堆芯冷却系统2同样的堆芯冷却功能。由此，虽然残留热除去系统3仅存在三个系统，但由于能够另外利用静态收纳容器冷却系统8进行事故时的反应堆收纳容器的冷却，因此反应堆收纳容器的冷却机构存在四个系统，满足N+2基准。
根据本实施方式，即便是基于在第一、第二、第三这三个动态分区设置有低压堆芯冷却系统2/残留热除去系统3的动态三分区的本来仅满足N+1基准的结构，也通过另外设置第四动态安全分区而 形成为追加有均压堆芯冷却系统11和直流电源12的结构，能够达成N+2基准。例如，能够将直流电源12的保持时间设为24小时，能够期待在此期间其他的动态安全分区的备用柴油发电机4的恢复和外部电源的恢复。
[其他实施方式]
以上说明的各实施方式仅是示例，本发明并不限定于此。
例如，在上述实施方式中，将发生设计基准事故时所需要的动态安全系统的数量N设为2，将动态安全分区设为四分区，但是，动态安全分区的数量通常只要在N+2以上即可。并且，静态安全分区的数量只要是一个以上，则可以是任意个。
标号说明
I…高压堆芯冷却系统(HPCF)、2...低压堆芯冷却系统(LPFL)、3...残留热除去系统(RHR)、4...备用柴油发电机(EDG)、5…隔离式冷凝器(IC)、6…燃气轮机发电机(GTG)、7…切断器、8…静态收纳容器冷却系统(PCCS)、9…重力落下式堆芯冷却系统(⑶CS)、l(l...反应堆隔离冷却系统(此10、11..均压堆芯冷却系统化 0、12夂直流电源(00、24...湿井、干井冷却系统(WDCS)、25…高压堆芯注水系统(HPCI)、26…低压堆芯注水系统(LPCI)、31…辅助供水系统(AFS)、32...低压堆芯喷洒系统(LPCS)
权利要求
1.一种堆芯事故冷却系统，该堆芯事故冷却系统是沸水型原子能设备的堆芯事故冷却系统，所述堆芯事故冷却系统具有: 分别具备电动驱动的动态安全系统的至少四个动态安全分区；以及 具备不需要电动驱动的静态安全系统的至少一个静态安全分区， 所述堆芯事故冷却系统的特征在于， 所述动态安全分区的数量比发生设计基准事故时所需要的数量多两个以上， 在所述动态安全分区的各个中设置有一个系统的电动驱动的动态安全系统和对该电动驱动的动态安全系统供给电源的备用电源， 所述静态安全系统是如下结构:在假想当一个系统的动态安全系统进行在线维修时发生事故的情况下，在作为在线维修对象的动态安全系统的恢复所需要的时间，即便不从外部进行冷却水的补给也能够进行堆芯的冷却。
2.根据权利要求
1所述的堆芯事故冷却系统，其特征在于， 所述动态安全分区的数量为4， 所述静态安全分区的数量为1， 所述动态安全分区为，作为所述一个系统的电动驱动的动态安全系统分别具有与残留热除去系统共用的低压堆芯冷却系统， 所述低压堆芯冷却系统具有至少相对于设计基准事故在反应堆压力低的状态下进行堆芯冷却所需要的至少100%的注水功能， 所述残留热除去系统具有当发生设计基准事故时进行堆芯以及反应堆收纳容器的冷却所需要的至少50%的除热能力， 所述静态安全分区至少具备隔离式冷凝器。
3.根据权利要求
1或2所述的堆芯事故冷却系统，其特征在于， 所述动态安全分区为，作为备用电源分别具备备用柴油发电机。
4.根据权利要求
1或2所述的堆芯事故冷却系统，其特征在于， 所述动态安全分区分别具备备用电源， 该堆芯事故冷却系统至少具备一组能够朝所述动态安全分区分别切换而进行供电的辅助电源。
5.根据权利要求
4所述的堆芯事故冷却系统，其特征在于， 所述辅助电源是燃气轮机发电机。
6.根据权利要求
1或2所述的堆芯事故冷却系统，其特征在于， 作为辅助供水系统，至少具备一组由从反应堆供给的主蒸汽驱动的透平驱动的反应堆隔尚冷却系统。
7.根据权利要求
1或2所述的堆芯事故冷却系统，其特征在于， 所述静态安全分区具备静态收纳容器冷却系统。
8.根据权利要求
7所述的堆芯事故冷却系统，其特征在于， 所述静态安全分区具备重力落下式堆芯冷却系统。
9.根据权利要 求7所述的堆芯事故冷却系统，其特征在于， 所述动态安全分区中的至少一个具备直流电源和由该直流电源驱动的均压堆芯冷却系统。
10.一种沸水型原子能设备，具有堆芯事故冷却系统，该堆芯事故冷却系统具备分别具有电动驱动的动态安全系统的至少四个动态安全分区和具有不需要电动驱动的静态安全系统的至少一个静态安全分区，所述沸水型原子能设备的特征在于， 所述动态安全分区的数量比发生设计基准事故时所需要的数量多两个以上， 在所述动态安全分区的各个中设置有一个系统的电动驱动的动态安全系统和对该电动驱动的动态安全系统供给电源的备用电源， 所述静态安全系统是如下结构:在假想当一个系统的动态安全系统进行在线维修时发生事故的情况下，在作为在线维修对象的动态安全系统的恢复所需要的时间，即便不从外部进行冷却水的补给 也能够进行堆芯的冷却。
专利摘要
堆芯事故冷却系统具有分别具备电动驱动的动态安全系统的至少四个动态安全分区；以及具备不需要电动驱动的静态安全系统的至少一个静态安全分区。动态安全分区的数量比发生设计基准事故时所需要的数量多两个以上，在动态安全分区的各个中设置有一个系统的电动驱动的动态安全系统。静态安全系统为，在假想当一个系统进行在线维修时发生事故的情况下，在作为在线维修对象的动态安全系统的恢复所需要的时间，即便不从外部进行冷却水的补给也能够进行堆芯的冷却。在沸水型原子能设备的堆芯事故冷却系统中，能够使备用电源小型化、使电动驱动的系统数量最小化、能够避免因辅助设备冷却系统丧失功能而导致多个系统丧失功能。
文档编号G21C15/18GKCN103222008SQ201180054764
公开日2013年7月24日 申请日期2011年9月14日
发明者佐藤崇 申请人:株式会社东芝导出引文BiBTeX, EndNote, RefMan