CN1230753A - 原子反应堆密封外壳 - Google Patents

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Abstract

本发明公开一种的原子反应堆密封外壳,能适应原子能发电厂内电气输出功率增大化要求,以安全、容易的措施实现小型化,提高经济性,在原子反应堆压力容器的支承位置,用密封材将上部干井与下部干井气密地隔离,分别设置专用的通气管,当上部干井发生事故时,使湿井气相部的高压气体通过连通孔流入下部干井,当下部干井发生事故时,使湿井气相部的高压气体通过连通孔流入上部干井,减低作用在湿井外壁上的负荷。

Description

原子反应堆密封外壳
本发明涉及沸腾水型原子反应堆的原子反应堆密封外壳。
现有的沸腾水型原子反应堆(BWR)中，最新式的改良型沸腾水型原子反应堆(ABWR)是公知的。下面参照附图说明该ABWR的钢筋混凝土制原子反应堆密封外壳(RCCV)。
图15是现有的ABWR的原子反应堆密封外壳的概略断面图。如图15所示，该原子反应堆密封外壳1，在内部中央设有原子反应堆压力容器4。该原子反应堆压力容器4由中空圆筒形RPV支座2的支承凸缘3支承着。该原子反应堆压力容器4的外周侧由中容圆筒形的外周混凝土墙5包围着。该外周混凝土墙5和RPV支座2的下端支承在底垫混凝土墙6上。外周混凝土墙5和RPV支座2，在支座2的上下方向约中央位置由水平壁7连接。
原子反应堆压力容器4的支承凸缘部3上侧部分，由上部乾井8包围着，该乾井8是由外周混凝土墙5、水平壁7及RPV支座2围成的空间。原子反应堆压力容器4的支承凸缘部3下侧部分，由下部乾井9包围着，该乾井9是由底垫混凝土墙6和RPV支座2围成的空间。该下部乾井9内设有图未示原子反应堆冷却材再循环泵和控制杆驱动机构。在下部乾井9的外周侧设有湿井(ウエットウエル)10，该湿井10是由外周混凝土墙5、基础混凝土6、水平壁7和RPV支座2围成的空间。在该湿井10的下半侧，设有储水的抑制槽(サプレッシヨンプ-ル)11。
在RPV支座2内设有连通孔12。该连通孔12作为上部乾井8与下部乾井9的气体流路，同时，设在该下部乾井9内的图未示原子反应堆冷却材再循环泵的热交换器冷却用配管、控制杆驱动机构的电缆、空调管等从下部乾井9通过该连通孔12与上部乾井8连通。这些配管、电缆、管道等从上部乾井8通过图未示的通孔(ペネトシヨ-ン)与原子反应堆密封外壳外连通。
在RPV支座2的下半侧，设有朝下部乾井9侧开口的垂直通气管13。该垂直通气管13的下端侧与若干水平通气管14连通，该水平通气管14朝抑制槽11的水中开口。抑制槽11储存着水，在主蒸气配管破裂等事故时，该槽内的水能安全地吸收从原子反应堆压力容器4放出的热能。
原子反应堆密封外壳1内，设有贯通外周混凝土墙5、湿井10和RPV支座2并且连通原子反应堆密封外壳1的外部和下部乾井9的通路。该通路有机器搬出入用通路15和人员用通路16。机器搬出入用通路15用于搬出入下部乾井9的机器。人员用通路16供作业员进行下部乾井9内作业时，从原子反应堆密封外壳1的外部进入下部乾井9。这些机器搬出入用通路15和人员用通路16内，从下部乾井9起配置着图未示的控制杆驱动机构的快速停堆配管。
图16是图15中的A-A线断面图。如图16所示，在原子反应堆密封外壳1内，在圆环形断面的外周混凝土墙5的内侧，形成上部乾井8。该上部乾井8内充满了非活性气体(氮气)，用于在发生主蒸气配管破裂等事故时，防止燃料体爆炸。在外周混凝土墙5的内周侧，设有被上部乾井8包围的、断面为圆环状的RPV支座2。沿着该RPV支座2的外周，有10个连通孔12开口。
图17是图15中的B-B线断面图。如图17所示，在原子反应堆密封外壳1内，在圆环形断面的外周混凝土墙5的内侧，设有湿井10。在外周混凝土墙5的内周侧，设有被湿井10包围着的、断面为圆环状的RPV支座2。在该RPV支座2内，设有10个断面为圆形的垂直通气管13。RPV支座2的内侧作为下部乾井9。
在原子反应堆密封外壳1内，设有机器搬出入用通路15和人员用通路16。机器搬出入用通路15连通原子反应堆密封外壳1的外部和下部乾井9，用于搬出入下部乾井9的机器。人员用通路16是供作业员在下部乾井9进行作业用的通路。
该构造的现有原子反应堆密封外壳1中，当主蒸气配管破裂等事故在上部乾井8发生时，由于上部乾井8与下部乾井9连通着，所以，上部乾井8和下部乾井9的蒸气压上升，蒸气压达到一定程度以上时，高压蒸气通过与下部乾井9连通的垂直通气管13和水平通气管14喷出到抑制槽11的水中。该喷出的高压蒸气被施压水池11的水冷凝，使上部乾井8和下部乾井9的气压减低。
另外，当小口径配管破裂等事故在下部乾井9发生时，由于上部乾井8与下部乾井9连通着，所以，上部乾井8和下部乾井9的蒸气压上升，蒸气压到达一定程度以上时，高压蒸气通过与下部乾井9连通的垂直通气管13和水平通气管14喷出到抑制槽11的水中。该喷出的高压蒸气被抑制槽11的水冷凝，使上部乾井8和下部乾井9的气压减低。
原子反应堆密封外壳1的内径尺寸，根据原子反应堆压力容器4的外径、与原子反应堆压力容器4相连的图未示主蒸气配管隔离阀的配置空间等决定。
原子反应堆密封外壳1的高度尺寸，根据原子反应堆压力容器4的高度尺寸、设置在原子炉压力容器4底部的图未示控制杆驱动机构、以及该控制杆驱动机构的维修用平台的高度尺寸等决定。
这样决定了的原子反应堆密封外壳1的内径尺寸和高度尺寸，必须满足主蒸气配管破裂等事故时原子反应堆密封外壳1的设计压力。
把原子反应堆密封外壳1分成上部乾井8与下部乾井9之和以及湿井10，把除去了内藏配管、机器等的容积后的上部乾井8的自由空间体积与下部乾井9的自由空间体积之和以及湿井10的自由空间体积作为解析的一个条件，对上述事故进行压力解析。
现有的1350MWe级ABWR型原子反应堆密封外壳1，考虑15％的解析误差等，可满足设计压力3.16kg/cm2。这时，湿井10的自由空间体积相对于上部乾井8的自由空间体积与下部乾井9的自由空间体积之和的比，约为0.81。
但是，当要求电输出功率从现有的1350MWe级增加时，随着图未示炉心燃料的增加，原子反应堆压力容器4的外径尺寸及高度尺寸增大，原子反应堆密封外壳1的内径尺寸和高度尺寸也增大。
随着电气输出功率的增加，必须增大上部乾井8和下部乾井9的自由空间体积，与其成正比的湿井10的自由空间体积也增大，原子反应堆密封外壳1的内径尺寸和高度尺寸也增大。
另外，与原子反应堆压力容器1的电气输出功率增加成正比地，炉心燃料也增加，原子炉压力容器4保有的热量也增加，所以，储存在抑制槽11内的水量也与电气输出功率的增加成正比地增加，为了确保该水量，原子反应堆密封外壳1的内径尺寸和高度尺寸也要增大。
本发明是鉴于上述问题而作出的，其目的在于提供一种在原子能发电厂中，能适应电气输出功率的增大化要求、安全且比较容易小型化、提高经济性的原子反应堆收容容器。
为了实现上述目的，本发明采取以下技术方案：
原子反应堆密封外壳，其特征在于，备有外周混凝土墙、底垫混凝土墙、RPV支座、水平壁、上部乾井、下部乾井、湿井、隔离机构、上部乾井专用通气管、上部乾井专用的高压气体流入机构、下部乾井专用通气管和下部乾井专用的高压气体流入机构；
上述外周混凝土墙内侧设有原子反应堆压力容器、原子反应堆再循环系统及其它原子反应堆系统的配管和机器；
上述底垫混凝土墙位于该外周混凝墙的下方，用于支承该外周混凝土墙；
上述RPV支座在上述外周混凝土墙的大致中心位置支承原子反应堆压力容器；
上述水平壁是在RPV支座上下方向的约中央位置，连接外周混凝土墙和RPV支座；
上述上部乾井是被上述外周混凝土墙、水平壁、RPV支座及原子反应堆压力容器包围着；
上述下部乾井是位于原子反应堆压力容器的下方，被底垫混凝土墙、RPV支座及原子反应堆压力容器包围着；
上述湿井是在下部乾井的外周侧，被上述外周混凝土墙、底垫混凝土墙、水平壁及RPV支座包围着，内部具有储存水的抑制槽；
上述隔离机构是在上述原子反应堆压力容器的支承位置，将上部乾井与下部乾井气密地隔离的；
上述上部乾井专用通气管是连通上部乾井与抑制槽；
上述上部乾井专用的高压气体流入机构，设置在连通上部乾井专用管与湿井气相部的连通孔内，由非常情况时的一定程度以上的气压解除遮蔽状态，并且，容许气流有选择地从湿井气相部流入上部乾井；
上述下部乾井专用通气管是连通下部乾井与抑制槽的；
上述下部乾井专用的高压气体流入机构，设置在连通下述下部乾井和湿井的气相部的连通孔内，由非常情况时的一定程度以上的气压，解除遮蔽状态，并且，容许气流有选择地从上述湿井的气相部流入下部乾井。
所述的原子反应堆密封外壳，其特征在于，上部乾井专用通气管备有垂直通气管和水平通气管；上述垂直通气管垂直地设在RPV支座内，其上端朝上部乾井侧开口；所述水平通气管与垂直通气管的下端连接，朝抑制槽的水中开口。
所述的原子反应堆密封外壳，其特征在于，上部乾井专用通气管是垂直通气管，该垂直通气管设在RPV支座外周侧，其上端朝上部乾井侧开口，下端朝抑制槽的水中开口。
所述的原子反应堆密封外壳，其特征在于，上部乾井专用通气管备有垂直通气管和水平通气管；上述垂直通气管设在RPV外周侧，其上端朝上部乾井侧开口；上述水平通气管与垂直通气管的下端连接，朝抑制槽的水中开口。
所述的原子反应堆密封外壳，其特征在于，下部乾井专用通气管备有垂直通气管和水平通气管；上述垂直通气管垂直地设在RPV支座内，其上端朝下部乾井侧开口；上述水平通气管与垂直通气管的下端连接，朝抑制槽的水中开口。
所述的原子反应堆密封外壳，其特征在于，下部乾井专用通气管备有垂直通气管和水平通气管；上述垂直通气管设在RPV外周侧，其上端朝下部乾井侧开口；上述水平通气管与垂直通气管的下端连通，朝抑制槽的水中开口。
所述的原子反应堆密封外壳，其特征在于，上部乾井专用的高压气体流入机构是真空破坏装置。
所述的原子反应堆密封外壳，其特征在于，下部乾井专用的高压气体流入机构是真空破坏装置。
所述的原子反应堆密封外壳，其特征在于，在下部乾井内设有下部乾井机器冷却专用的空气调节器。
所述的原子反应堆密封外壳，其特征在于，通过在下部乾井内充满了空气，而将该下部乾井作为人员可呼吸的作业空间。
所述的原子反应堆密封外壳，其特征在于备有：
设置在原子反应堆密封外壳外部的热交换机构；设置在原子反应堆密封外壳外，用于冷却上述热交换机构的冷却机构；
连接上述热交换机构入口部与下部乾井的配管；及
连接上述热交换机构出口部与湿井，并在湿井水相部开口的配管。
所述的原子反应堆密封外壳，其特征在于设有机器搬出入用通路、人员用通路和机器通路；上述机器搬出入用通路贯通外周混凝土墙、湿井和RPV支座，用于将各种机器搬出入下部乾井；上述人员用通路贯通外围混凝土墙，湿井和RPV支座，供人员出入，以便在下部乾井进行作业；上述机器通路贯通外周混凝土墙、湿井和RPV支座，用于设置下部乾井的各种配管和电缆。
所述的原子反应堆密封外壳，其特征在于，在水平面上，相对于机器搬出入用通路和人员用通路在以一定角度的方向上设有机器通路。
所述的原子反应堆密封外壳，其特征在于，在下部乾井内有原子反应堆冷却材再循环泵和控制杆驱动机构，并且在机器通路内设有原子反应堆冷却材再循环泵的热交换器冷却用配管、控制杆驱动机构用的电缆及其它下部乾井内机器的电缆、通往下部乾井机器冷却专用空气调节器的冷却水配管。
本发明所记载的原子反应堆密封外壳，其特征在于，备有外周混凝土墙、底垫混凝土墙、RPV支座、水平壁、上部乾井、下部乾井、湿井、隔离机构、上部乾井专用通气管、上部乾井专用的高压气体流入机构、下部乾井专用通气管和下部乾井专用的高压气体流入机构；
上述外周混凝土墙内侧设有原子反应堆压力容器、原子反应堆再循环系统及其它原子反应堆系统的配管和机器；
上述底垫混凝土墙位于该外周混凝墙的下方，用于支承该外周混凝土墙；
上述RPV支座在外周混凝土墙的约中心位置支承原子反应堆压力容器；
上述水平壁在RPV支座上下方向的约中央位置连接外周混凝土墙和RPV支座；
上述上部乾井被外周混凝土墙、水平壁、RPV支座及原子反应堆压力容器包围着；
上述下部乾井位于原子反应堆压力容器的下方，被底垫混凝土墙、RPV支座及原子反应堆压力容器包围着；
上述湿井在下部乾井的外周侧，被外周混凝土墙、底垫混凝土墙、水平壁及RPV支座包围着，内部具有储存水的抑制槽；
上述隔离机构在原子反应堆压力容器的支承位置，将上部乾井与下部乾井气密地隔离；
上述上部乾井专用通气管连通上部乾井与抑制槽；
上述上部乾井专用的高压气体流入机构设置在连通上部乾井专用管与湿井气相部的连通孔内，用非常情况时的一定程度以上的气压解除遮蔽状态，并且，选择地容许气流从湿井气相部流入上部乾井；
上述下部乾井专用通气管连通下部乾井与抑制槽；
上述下部乾井专用的高压气体流入机构设置在连通下部乾井专用管与湿井气相部的连通孔内，用非常情况时的一定程度以上的气压解除遮蔽状态，并且，选择地容许气流从湿井气相部流入下部乾井。
所记载的原子反应堆密封外壳中，其特征在于，上部乾井专用通气管备有垂直通气管和水平通气管；垂直通气管垂直地设在RPV支座内，其上端朝上部乾井侧开口；水平通气管与垂直通气管的下端连通，朝抑制槽的水中开口。
所记载的原子反应堆密封外壳中，其特征在于，上部乾井专用通气管是垂直通气管，该垂直通气管设在RPV支座外周侧，其上端朝上部乾井侧开口，下端朝抑制槽的水中开口。
所记载的原子反应堆密封外壳中，其特征在于，上部乾井专用通气管备有垂直通气管和水平通气管；垂直通气管设在RPV外周侧，其上端朝上部乾井侧开口；水平通气管与垂直通气管的下端连通，朝抑制槽的水中开口。
所记载的原子反应堆密封外壳中，其特征在于，下部乾井专用通气管备有垂直通气管和水平通气管；垂直通气管垂直地设在RPV支座内，其上端朝下部乾井侧开口；水平通气管与垂直通气管的下端连通，朝抑制槽的水中开口。
所记载的原子反应堆密封外壳中，其特征在于，下部乾井专用通气管备有垂直通气管和水平通气管；垂直通气管设在RPV外周侧，其上端朝下部乾井侧开口；水平通气管与垂直通气管的下端连通，朝施压水池的水中开口。
所记载的原子反应堆密封外壳中，其特征在于，上部乾井专用的高压气体流入机构是真空破坏装置。
所记载的原子反应堆密封外壳中，其特征在于，下部乾井专用的高压气体流入机构是真空破坏装置。
所记载的原子反应堆密封外壳中，其特征在于，在下部乾井内设有下部乾井机器冷却专用的空气调节器。
所记载的原子反应堆密封外壳中，其特征在于，在下部乾井内充满了空气，将该下部乾井作为人员可呼吸的作业空间。
所记载的原子反应堆密封外壳中，其特征在于，备有设置在原子反应堆密封外壳外部的热交换机构、设置在原子反应堆密封外壳外的用于冷却上述热交换机构的冷却机构、连接上述热交换机构入口部与下部乾井的配管、连接上述热交换机构出口部与湿井并在湿井水相部开口的配管。
所记载的原子反应堆密封外壳中，其特征在于，设有机器搬出入用通路、人员用通路和机器通路；机器搬出入用通路贯通外周混凝土墙、湿井和RPV支座，用于将各种机器搬出入下部乾井；人员用通路贯通外固混凝土墙、湿井和RPV支座，供人员出入，以便到下部乾井进行作业；机器通路贯通外周混凝土墙、湿井和RPV支座，用于设置下部乾井的各种配管和电缆。
所记载的原子反应堆密封外壳中，其特征在于，在水平面上，相对于机器搬出入用通路和人员用通路在一定角度的方向上设有机器通路。
所记载的原子反应堆密封外壳中，其特征在于，在下部乾井内有原子反应堆冷却材再循环泵和控制杆驱动机构，在机器通路内设有原子反应堆冷却材再循环泵的热交换器冷却用配管、控制杆驱动机构用的电缆及其它下部乾井内机器的电缆、通径下部乾井机器冷却专用空气调节器的冷却水配管。
本发明的效果：
根据上述本发明原子反应堆密封外壳，通过有效地利用上部乾井和下部乾井，可适应原子能发电厂的电气输出功率增大化要求，用安全且容易的措施实现小型化，由于小型化，可减低原子能发电厂的建设费用，提高原子能发电厂的运行经济性。
而且，可适用于与现有技术同样电气输出功率的原子能发电厂，可实现原子反应堆收容容器的小型化和提高经济性。
另外，在电厂运行时可进入下部乾井，进行下部乾井的机器维修作业，所以，可更安全地运行电厂，提高电厂的可靠性。
以下参照附图，详细说明本发明的实施例：
图1是表示本发明原子反应堆密封外壳第1实施例的整体概略断面图。
图2是图1中的C-C断面图。
图3是说明在本发明原子反应堆密封外壳的第1实施例中，在上部乾井和下部乾井发生事故时的气体流动的图。
图4是表示在本发明原子反应堆密封外壳的第1实施例中，给水配管破裂时上部乾井内压力状况的图。
图5是表示在本发明原子反应堆密封外壳的第1实施例中，给水配管破裂时湿井的气相部的压力状况的图。
图6是表示在本发明原子反应堆密封外壳的第1实施例中，给水配管破裂时上部乾井、下部乾井、湿井的不冷凝性气体的分压的状况图。
图7是表示现有原子反应堆密封外壳的、给水配管破裂时上部乾井、下部乾井、湿井的不冷凝性气体的分压的状况图。
图8是表示本发明原子反应堆密封外壳第2实施例的整体概略断面图。
图9是表示本发明原子反应堆密封外壳第3实施例的整体概略断面图。
图10是表示本发明原子反应堆密封外壳第4实施例的整体概略断面图。
图11是表示在本发明原子反应堆密封外壳第4实施例中，LOCA时的上部乾井的压力状况图。
图12是表示在本发明原子反应堆密封外壳第4实施例中，LOCA时的下部乾井的压力状况图。
图13是表示在本发明原子反应堆密封外壳第4实施例中，LOCA时的上部乾井、下部乾井、湿井的压力状况图。
图14是表示在现有原子反应堆密封外壳中，LOCA时的上部乾井、下部乾井、湿井的压力状况图。
图15是现有的ABWR原子反应堆密封外壳的概略断面图。
图16是图15中的A-A线断面图。
图17是图15中的B-B线断面图。
下面，参照附图说明本发明原子反应堆密封外壳的实施例。第1实施例(图1至图7)
图1是表示本发明原子反应堆密封外壳第1实施例的整体概略断面图。
本实施例的原子反应堆密封外壳，如图1所示，在原子反应堆密封外壳21的内部中央，设有原子反应堆压力容器24，该原子反应堆压力容器24由中空圆筒形的RPV支座22的支承凸缘部23支承着。该原子反应堆压力容器24的外周侧由中空圆筒形的外周混凝土墙25包围着。该外周混凝土墙25和RPV支座22的下端支承在混凝土基础26上。外周混凝土墙25和RPV支座22，在RPV支座22上下方向的约中央位置处由水平壁27连接。
原子反应堆压力容器24的从支承凸缘部23往上侧部分，由上部乾井28包围着，该上部乾井28是由外周混凝土墙25、水平壁27及RPV支座22围成的空间。原子炉压力容器24的从支承凸缘部23往下侧部分，由下部乾井29包围着，该下部乾井9是由底垫混凝土墙26和RPV支座22围成的空间。该下部乾井29内设有下部乾井29专用的空气调节器30、图未示原子反应堆冷却材再循环泵和控制杆驱动机构。在该下部乾井29内，在电厂运转时充满着空气，也可作为人员作业的空间使用。
在下部乾井29的外周侧设有湿井31，该湿井31是由外周混凝土墙25、混凝土基础26、水平壁27和RPV支座22围成的空间。在该湿井31的下半侧，设有储水的抑制槽32。
在原子反应堆压力容器24的支承位置设有密封部件33，该密封部件33作为气密地隔离上部乾井28和下部乾井29的隔离机构。因此，在电厂运转时，上部乾井28和下部乾井29和湿井31气密地隔离着。
在RPV支座22内，设有上端部朝上部乾井28侧开口的垂直通气管34，该垂直通气管34作为上部乾井28的专用通气管。该垂直通气管34的下端侧与若干个水平通气管35相通。该水平通气管35朝抑制槽32的水中开口。在施压水池32中储存着水，该水在主蒸气配管破裂等事故时，可安全地吸收原子反应堆压力容器24放出的热能。
在上部乾井28的专用垂直通气管34上，设有将湿井31的气相部与上部乾井28连通的连通孔36。在该连通孔36内，设有作为高压气体流入机构的真空断路器37。该真空断路器37在紧急情况时，选择地容许湿井31气相部的过高压气体流向上部乾井28。
在RPV支座22内，设有上端部朝下部乾井29侧开口的垂直通气管38，该垂直通气管38作为下部乾井29的专用通气管。该垂直通气管38的下端侧与若干水平通气管39连通。该水平通气管39朝抑制槽32的水中开口。
在RPV支座22上设有连通孔40，该连通孔40连通湿井31的气相部与下部乾井29。在该连通孔40内，设有作为高压气体流入机构的真空断路器41。该真空断路器41在紧急情况时，选择地容许湿井31气相部的过高压气体流向下部乾井29。
原子反应堆密封外壳21内设有贯通外周混凝土墙25、湿井31和RPV支座22并且连通原子反应堆密封外壳21的外部与下部乾井29的通路。该通路有机器搬出入用通路42、人员用通路43和机器通路44。机器搬出入用通路42用于搬出入下部乾井29的机器。人员用通路43供作业员到在下部乾井29内进行作业时，从原子反应堆密封外壳21的外部进入下部乾井29。机器通路44用于设置图未示原子炉冷却材再循环泵的热交换器冷却用配管、控制杆驱动机构用的电缆、其它下部乾井内的机器电缆、通往下部乾井29专用空气调节器30的冷却水配管等。这些机器搬出入用通路42和人员用通路43内，从下部乾井29配置着图未示的控制杆驱动机构的快速停堆配管。
图2是图1中的C-C线断面图。如图2所示，在原子反应堆密封外壳21内，在断面为圆环形的外周混凝土墙25的内侧，设有湿井31。在外周混凝土墙25的内周侧，设有被湿井31包围的、断面圆环形的RPV支座22。在该RPV支座22内，设有若干断面圆形的垂直通气管34、38。RPV支座22的内侧，作为下部乾井29。
原子反应堆密封外壳21内设有贯通外周混凝土墙25、湿井31和RPV支座22并且连通原子反应堆密封外壳21的外部与下部乾井29的通路。该通路有机器搬出入用通路42、人员用通路43和机器通路44。机器搬出入用通路42用于搬出入下部乾井29的机器。人员用通路43供作业员到下部乾井29内进行作业时，从原子反应堆密封外壳21的外部进入下部乾井29。机器通路44用于设置图未示原子炉冷却材再循环泵的热交换器冷却用配管、控制杆驱动机构用的电缆、其它下部乾井29内的机器电缆、通往下部乾井29专用空气调节器30的冷却水配管等。在机器搬出入用通路42和人员用通路43内，从下部乾井29配置着图未示的控制杆驱动机构的快速停堆配管。
本实施例中，在水平面上同轴地设置着机器搬出入用通路42和人员用通路43，在平面上相对于这些机器搬出入通路和人员用通路在直角方向设有2个机器通路44。但是，机器通路44也可以设在互平面上相对于机器搬出入通路42和人员用通路43有一定角度的位置。即，机器通路44只要不与机器搬出入通路42和人员用通路43交叉即可。
下面，参照图3说明在该构造的本实施例原子反应堆密封外壳1中，在上部乾井28和下部乾井29产生事故时的气流状态。
图3是说明在该构造的本实施例原子反应堆密封外壳21中，在上部乾井28和下部乾井29万一产生事故时的气流。
情形1(在上部乾井发生事故时)
主蒸气配管破裂等事故在上部乾井28发生时，上部乾井28的蒸气压上升，蒸气压达到一定程度以上时，高压蒸气通过上部乾井28的专用垂直通气管34和水平通气管35喷出到抑制槽32的水中。该喷出的高压蒸气被抑制槽32的水冷凝，使上部乾井28的气压减低。
被抑制槽32的水冷凝了的蒸气，由于气体的热膨张使湿井31气相部的气压上升。当湿井31气相部的气压达到一定程度以上时，设在与下部乾井29连通的连通孔40内的真空断路器41朝下部乾井29侧打开，来自湿井31气相部的高压气体喷出到下部乾井29。即，在该情况时，可把下部乾井29作为湿井31的气相部。
对现有的原子反应堆密封外壳1，把原子反应堆密封外壳分为上部乾井与下部乾井之和以及湿井，把除去了内藏配管、机器等的容积的上部乾井的自由空间体积V1与下部乾井的自由空间体积V2之和V1+V2以及湿井自由空间体积V3作为解析的一个条件，进行了压力解析。
现有的1350MWe级ABWR型原子反应堆密封外壳，考虑15％的解析误差，满足设计压力3.16kg/cm2的值。这时，湿井31的自由空间体积V3相对于上部乾井的自由空间体积V1与下部乾井的自由空间体积V2之和V1+V2的比，
式1：
V3/(V1+V2)约为0.81。
本实施例中，下部乾井29的自由空间体积V2与湿井31的自由空间体积V3V2+V3之和相对于上部乾井28的自由空间体积V1之比
式2：
(V2+V3)/V1约为0.81或以上时，湿井31外墙的负荷减低，可减少上部乾井28、下部乾井29及湿井31气相部的体积，可减少原子反应堆密封外壳21的体积。
以下说明对本情形1事故进行解析的结果。作为解析对象的事故，是大上部乾井28的给水配管破裂事故。解析时间是在事故发生后50秒。
之所以将给水管破裂事故作为解析对象，是基于以下理由。当给水配管在上部乾井28内破裂时，在上部乾井28内，原子反应堆压力容器24内的高温高压蒸气及水从原子反应堆压力容器24放出，原子反应堆冷却水从透平(图未示)放出，一直放出到给水泵(图未示)停止为止。因此，因给水配管破裂事故而放出到上部乾井28内的水及蒸气的量，比主蒸气配管等其它配管破裂事故时多。从原子反应堆密封外壳21内的压力上升的观点看，在上部乾井28内发生的配管破裂事故中，以给水配管破裂事故最为严重。
图4表示图1所示本实施例原子反应堆密封外壳21及图15所示现有原子反应堆收容容器1中的、给水配管破裂事故时上部乾井28的压力状况。实线101a表示本实施例的形态，虚线101b表示现有的技术形态。为方便起见，假设现有的原子反应堆收容容器1是1350MWe级ABWR原子反应堆密封外壳。
图5表示图4所示2个原子反应堆密封外壳21、1中的给水配管破裂事故时湿井31气相部的压力状况。实线102a表示本实施例的形态。虚线102b表示现有技术的形态。图5中，本实施例原子反应堆密封外壳21中的下部乾井29的压力状况也用点划线102c一并表示。
图6表示本实施例原子反应堆密封外壳21的给水配管破裂事故时上部乾井、下部乾井及湿井中的不冷凝气体的分压状况，图7表示现有原子反应堆密封外壳1的给水配管破裂事故时上部乾井、下部乾井及湿井的不冷却气体的分压状况。图6和图7中，实线103a、104a表示上部乾井的分压，虚线103b、104b表示下部乾井的分压，点划线103c、104c表示湿井的分压。
从图6和图7可知，现有原子反应堆密封外壳1的上部乾井压力，在破裂事故后50秒约上升到270kPa，而本实施例原子反应堆密封外壳21中，峰值压力约为250kpa，从初期压力的上升量减低约13％。从图5可知，这是因为本实施例原子炉密封外壳21的湿井压力与现有原子反应堆密封外壳1的湿井压力相比，被抑制得更低的原故。
本实施例原子反应堆密封外壳21的湿井压力，比现有原子反应堆密封外壳1的湿井压力抑制得低的原因如下。即，比较两原子反应堆密封外壳1、21的下部乾井的压力，从图6和图7可知，本实施例中，存在于上部乾井的不冷凝气体向湿井31和下部乾井29两方移动，但另一方面，图7所示现有技术中，存在于上部乾井和下部乾井两方的不冷凝气体朝湿井移动。
因此，本实施例原子反应堆密封外壳21中，从压力分散的观点看，下部乾井起到湿井空间部的作用，与现有技术相比，可抑制湿井压力。
情形2(在下部乾井发生事故)
再返回图3说明另一种情形。当小口径配管破裂等事故在下部乾井29发生时，下部乾井29的蒸气压上升，蒸气压达到一定程度以上时，蒸气通过下部乾井29的专用垂直通气管38和水平通气管39喷出到抑制槽32的水中。该喷出的高压蒸气被抑制槽32的水冷凝，使下部乾井29的气压减低。
被抑制槽32的水冷凝了的蒸气，由于气体的热膨张使湿井31的气相部气压上升。当湿井31的气相部气压达到一定程度以上时，设在与上部乾井28的专用垂直通气管34连通的连通孔36内的真空断路器37朝上部乾井28侧打开，来自湿井31气相部的高压气体喷出到上部乾井28。即，在该情况时，可把上部乾井28视为湿井31的气相部。
现有的原子反应堆密封外壳1中，如前所述，湿井31的自由空间体积V3相对于上部乾井的自由空间体积V1与下部乾井的自由空间体积V2之和V1+V2的比，
式3：
V3/(V1+V2)约为0.81。
本实施例中，上部乾井的自由空间体积V1与湿井的自由空间体积V3之和V1+V3相对于下部乾井的自由空间体积V2之比
式4：
(V2+V3)/V2约为0.81或者以上时，湿井31外墙的负荷减低，可减少上部乾井28、下部乾井29及湿井31气相部的体积，可减少原子反应堆密封外壳21的体积。
根据本实施例，可减少上部乾井28、下部乾井29和湿井31的体积，可减少原子反应堆密封外壳21的体积。因此，在原子能发电厂的建设中，可降低材料成本和作业成本，缩短工期。
而且，在电厂运转时，可进入下部乾井29，可进行下部乾井29的机器的维修作业，所以，可更安全地运行电厂，提高电厂的可靠性。
另外，本实施例的原子反应堆密封外壳21，也适用于与现有同样电气输出的原子能发电厂。第2实施例(图8)
本实施例与第1实施例不同之处是，在RPV支座的外周侧，设置了上部乾井专用的垂直通气管和水平通气管。其它构造与第1实施例相同，相同部分注以同一标记，其说明从略。图8是表示本发明原子反应堆密封外壳第2实施例的整体概略断面图。
如图8所示，本实施例原子反应堆密封外壳21a中，在RPV支座22的外周侧，设置了上端部朝上部乾井侧开口的垂直通气管34a，该垂直通气管34a作为上部乾井28的专用通气管。该垂直通气管34a的下端与若干水平通气管35a连通，该水平通气管35a朝抑制槽32的水中开口。
在上部乾井28的专用垂直通气管34a上，设有连通湿井31的气相部与上部乾井28的连通孔36a。在该连通孔36a内，设有作为高压气体流入机构的真空断路器37a。该真空断路器37a在紧急情况时，选择地容许湿井31气相部的过高压气体流向上部乾井28。
本实施例中，下部乾井38的专用垂直通气管38和水平通气管39是设在RPV支座22内，但也可以在RPV支座22的外周侧设置下部乾井29的专用通气管。
根据本实施例，除了具有与第1实施例同样的效果外，由于不必在RPV支座22内设置上部乾井28的专用垂直通气管34a和水平通气管35a，所以还具有装置构造简单的效果。第3实施例(图9)
本实施例与第1实施例不同之处是，在RPV支座的外周侧，设置了上部乾井专用的垂直通气管。其它构造与第1实施例相同，相同部分注以同一标记，其说明从略。图9是表示本发明原子反应堆密封外壳第3实施例的整体概略断面图。
如图9所示，本实施例原子反应堆密封外壳21b中，在RPV支座的外周侧，设置了上端部朝上部乾井28侧开口的垂直通气管34b，该垂直通气管34b作为上部乾井28的专用通气管。该垂直通气管34b的下端朝抑制槽32的水中开口。
在上部乾井28的专用垂直通气管34b上，设有将湿井31的气相部与上部乾井28连通的连通孔36b。在该连通孔36b内，设有作为高压气体流入机构的真空断路器37b。该真空断路器37b在紧急情况时，选择地容许湿井31气相部的过高压气体流向上部乾井28。
根据本实施例，除了具有与第2实施例同样的效果外，由于不需要上部乾井28的专用水平通气管，所以还具有装置构造简单的效果。第4实施例(图10)
本实施例与第1实施例不同之处是，附加了作为密封外壳冷却系统的静态收容容器冷却系统(以下称为PCCS)。其它构造与第1实施例相同，相同部分注以同一标记，其说明从略。图9是表示本发明原子反应堆密封外壳第4实施例的整体概略断面图。
本实施例原子反应堆密封外壳21c中，设置了热交换器45、配管46a和配管46b。热交换器45设在外周混凝土墙25的外部，进行蒸气的冷凝。配管46a连接热交换器45和下部乾井29。配管46b连接热交换器45和湿井31。配管46a在下部乾井内开口，配管46b在湿井31内的抑制槽32水中开口。
配管46a，在事故发生时把下部乾井29产生的蒸气导向热交换器45。热交换器45与设置在原子反应堆密封外壳21外部的PCCS用水池47内的水进行热交换，使下部乾井29产生的蒸气冷凝。配管46b把被热交换器45冷凝了的冷凝水导向湿井31内的抑制槽32的水中。
PCCS是不使用泵等动力机器、只使用自然力的静态密封外壳冷却系统。在因重大事故动力机器不能使用的状态下也能作动。
因此，根据本实施例，除了具有与第1实施例相同的效果外，还具有在重大事故时提高安全性的效果。
下面，说明在本实施例中，当发生了原子反应堆压力容器破损、熔融的炉心流到下部乾井，并且主蒸气管破损这样重大事故时，对原子反应堆密封外壳21c内的状况进行解析的结果。
本解析的事故例，是以上部乾井28内的冷却材丧失现象(LOCA)为缘由，导致原子反应堆压力容器破损、炉心熔融并流出到下部乾井这样的极为罕见的事故。另外，该事故时，因主蒸气管破损和原子反应堆压力容器破损，形成了连接上下部乾井的流路，使本发明的乾井分割效果降至最低。
解析时间是在事故后密封外壳喷射(事故发生5小时后)动作开始后，进行了10小时的解析。因此，计算开始后30分钟向密封外壳喷射作动。
图11表示图10所示本实施例原子反应堆密封外壳21c及图15所示现有原子炉密封外壳1中的、LOCA时上部乾井28的压力状况。图12表示两原子反应堆收容容器1、21c的LOCA时下部乾井的压力状况。各图中，实线105a、106a表示本实施例，虚线105b、106b表示现有技术。
图13表示本实施例原子反应堆密封外壳21的上部乾井、下部乾井及湿井的不冷凝气体的分压状况。图14表示现有密封外壳的上部乾井、下部乾井及湿井的不冷凝气体的分压状况。图13和图14中，实线107a、108a表示上部乾井的分压，虚线107b、108b表示下部乾井的分压，点划线107c、108c表示湿井的分压。
从图11可知，两原子反应堆密封外壳1、21c的上部乾井压力，由于计算开始后30分钟的密封外壳喷射，分别降低至360kPa、330kPa。但是，10小时后，现有原子反应堆密封外壳1约上升至500kPa，而本实施例原子反应堆密封外壳21c约为390kPa，与现有技术相比，压力上升量约抑制57％。从图12可知，这是由于本实施例原子反应堆密封外壳21c的湿井压力比现有原子反应堆密封外壳1的湿井压力被抑制得低的缘故。
本实施例原子反应堆密封外壳21c与现有原子反应堆密封外壳1相比，湿井压力被抑制得低的原因如下。如图13、14所示，由于计算开始后的密封外壳喷射，上部乾井的压力降低，湿井内的不冷凝气体通过直空破坏阀移到上部乾井。然后，在本实施例的乾井中，移到上部乾井内的不冷凝气体原样地保持在上部乾井内。而现有技术中，移到上部乾井内的不冷凝气体再次返回湿井，使湿井压力上升。因此，现有的原子反应堆密封外壳1与本实施例原子反应堆密封外壳21c相比，经过一定时间后的压力上升大。
从上述可知，本实施例原子反应堆密封外壳21c与现有技术相比，即使在重大事故发生时，也能抑制密封外壳内压力。

Claims (14)

1．原子反应堆密封外壳，其特征在于，备有外周混凝土墙、底垫混凝土墙、RPV支座、水平壁、上部乾井、下部乾井、湿井、隔离机构、上部乾井专用通气管、上部乾井专用的高压气体流入机构、下部乾井专用通气管和下部乾井专用的高压气体流入机构；
上述外周混凝土墙内侧设有原子反应堆压力容器、原子反应堆再循环系统及其它原子反应堆系统的配管和机器；
上述底垫混凝土墙位于该外周混凝墙的下方，用于支承该外周混凝土墙；
上述RPV支座在上述外周混凝土墙的大致中心位置支承原子反应堆压力容器；
上述水平壁是在RPV支座上下方向的约中央位置，连接外周混凝土墙和RPV支座；
上述上部乾井是被上述外周混凝土墙、水平壁、RPV支座及原子反应堆压力容器包围着；
上述下部乾井是位于原子反应堆压力容器的下方，被底垫混凝土墙、RPV支座及原子反应堆压力容器包围着；
上述湿井是在下部乾井的外周侧，被上述外周混凝土墙、底垫混凝土墙、水平壁及RPV支座包围着，内部具有储存水的抑制槽；
上述隔离机构是在上述原子反应堆压力容器的支承位置，将上部乾井与下部乾井气密地隔离的；
上述上部乾井专用通气管是连通上部乾井与抑制槽；
上述上部乾井专用的高压气体流入机构，设置在连通上部乾井专用管与湿井气相部的连通孔内，由非常情况时的一定程度以上的气压解除遮蔽状态，并且，容许气流有选择地从湿井气相部流入上部乾井；
上述下部乾井专用通气管是连通下部乾井与抑制槽的；
上述下部乾井专用的高压气体流入机构，设置在连通下述下部乾井和湿井的气相部的连通孔内，由非常情况时的一定程度以上的气压，解除遮蔽状态，并且，容许气流有选择地从上述湿井的气相部流入下部乾井。
2．如权利要求1所述的原子反应堆密封外壳，其特征在于，上部乾井专用通气管备有垂直通气管和水平通气管；上述垂直通气管垂直地设在RPV支座内，其上端朝上部乾井侧开口；所述水平通气管与垂直通气管的下端连接，朝抑制槽的水中开口。
3．如权利要求1所述的原子反应堆密封外壳，其特征在于，上部乾井专用通气管是垂直通气管，该垂直通气管设在RPV支座外周侧，其上端朝上部乾井侧开口，下端朝抑制槽的水中开口。
4．如权利要求1所述的原子反应堆密封外壳，其特征在于，上部乾井专用通气管备有垂直通气管和水平通气管；上述垂直通气管设在RPV外周侧，其上端朝上部乾井侧开口；上述水平通气管与垂直通气管的下端连接，朝抑制槽的水中开口。
5．如权利要求1所述的原子反应堆密封外壳，其特征在于，下部乾井专用通气管备有垂直通气管和水平通气管；上述垂直通气管垂直地设在RPV支座内，其上端朝下部乾井侧开口；上述水平通气管与垂直通气管的下端连接，朝抑制槽的水中开口。
6．如权利要求1所述的原子反应堆密封外壳，其特征在于，下部乾井专用通气管备有垂直通气管和水平通气管；上述垂直通气管设在RPV外周侧，其上端朝下部乾井侧开口；上述水平通气管与垂直通气管的下端连通，朝抑制槽的水中开口。
7．如权利要求1所述的原子反应堆密封外壳，其特征在于，上部乾井专用的高压气体流入机构是真空破坏装置。
8．如权利要求1所述的原子反应堆密封外壳，其特征在于，下部乾井专用的高压气体流入机构是真空破坏装置。
9．如权利要求1所述的原子反应堆密封外壳，其特征在于，在下部乾井内设有下部乾井机器冷却专用的空气调节器。
10．如权利要求1所述的原子反应堆密封外壳，其特征在于，通过在下部乾井内充满了空气，而将该下部乾井作为人员可呼吸的作业空间。
11．如权利要求1所述的原子反应堆密封外壳，其特征在于备有：
设置在原子反应堆密封外壳外部的热交换机构；设置在原子反应堆密封外壳外，用于冷却上述热交换机构的冷却机构；
连接上述热交换机构入口部与下部乾井的配管；及
连接上述热交换机构出口部与湿井，并在湿井水相部开口的配管。
12．如权利要求1所述的原子反应堆密封外壳，其特征在于设有机器搬出入用通路、人员用通路和机器通路；上述机器搬出入用通路贯通外周混凝土墙、湿井和RPV支座，用于将各种机器搬出入下部乾井；上述人员用通路贯通外围混凝土墙，湿井和RPV支座，供人员出入，以便在下部乾井进行作业；上述机器通路贯通外周混凝土墙、湿井和RPV支座，用于设置下部乾井的各种配管和电缆。
13．如权利要求12所述的原子反应堆密封外壳，其特征在于，在水平面上，相对于机器搬出入用通路和人员用通路在以一定角度的方向上设有机器通路。
14．如权利要求12所述的原子反应堆密封外壳，其特征在于，在下部乾井内有原子反应堆冷却材再循环泵和控制杆驱动机构，并且在机器通路内设有原子反应堆冷却材再循环泵的热交换器冷却用配管、控制杆驱动机构用的电缆及其它下部乾井内机器的电缆、通往下部乾井机器冷却专用空气调节器的冷却水配管。
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