JP2004061276A - 原子炉格納容器 - Google Patents
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Abstract
【課題】沸騰水型原子炉の格納容器の全体容積を縮小する。
【解決手段】格納容器２は、主蒸気配管４が接続された原子炉圧力容器１を内包し、主蒸気配管が主蒸気配管貫通部８で貫通する。主蒸気配管貫通部が原子炉格納容器の水平面内中央に対して一方（０°方向）に偏っており、主蒸気配管貫通部に近い所での原子炉圧力容器の外壁と原子炉格納容器の内壁との距離が、主蒸気配管貫通部から遠い所での原子炉圧力容器の外壁と原子炉格納容器の内壁との距離よりも大きい。また、主蒸気配管貫通部８と給水配管貫通部２０がほぼ同一水平面内に配置されている。
【選択図】 図１
【解決手段】格納容器２は、主蒸気配管４が接続された原子炉圧力容器１を内包し、主蒸気配管が主蒸気配管貫通部８で貫通する。主蒸気配管貫通部が原子炉格納容器の水平面内中央に対して一方（０°方向）に偏っており、主蒸気配管貫通部に近い所での原子炉圧力容器の外壁と原子炉格納容器の内壁との距離が、主蒸気配管貫通部から遠い所での原子炉圧力容器の外壁と原子炉格納容器の内壁との距離よりも大きい。また、主蒸気配管貫通部８と給水配管貫通部２０がほぼ同一水平面内に配置されている。
【選択図】 図１
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、沸騰水型原子炉の原子炉格納容器に関し、特に、配管の配置を考慮して小型化を可能とした原子炉格納容器に関する。
【０００２】
【従来の技術】
従来の沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器１を内包する原子炉格納容器２について図５および図６を用いて説明する。図５に示すように、原子炉圧力容器１と原子炉格納容器２は、ともに水平断面が円形であって、原子炉圧力容器１の中心と原子炉格納容器２の中心を同位置に配置した同心円上に配置している。原子炉圧力容器１には複数本（図５、６の例では４本）の主蒸気配管４および複数本（図５、６の例では２本）の給水配管５が接続され、これらの配管はいずれも原子炉格納容器２内の上部ドライウェル３を通って、それぞれ、主蒸気配管貫通部８および給水配管貫通部２０で原子炉格納容器１の壁を貫通して外に連絡している。
【０００３】
主蒸気配管４の原子炉圧力容器１との接続部は給水配管５の原子炉圧力容器１との接続部よりも高い位置にあり、主蒸気配管貫通部８は給水配管貫通部２０よりも高い位置になるように、上下２段に配置されている。また、主蒸気配管貫通部８および給水配管貫通部２０はいずれも、原子炉格納容器２に隣接するタービン建屋（図示せず）に近い側（０°側）に偏って配置されている。
【０００４】
上部ドライウェル３は、原子炉圧力容器１と、主蒸気配管４および給水配管５の原子炉格納容器２内の部分全体を内包している。原子炉格納容器２内で、原子炉圧力容器１の下方には下部ドライウェル１１が形成されている。また、この下部ドライウェル１１を囲むようにして、かつ上部ドライウェル３の下方に、環状のサプレッションプール１２を含むウェットウェル２２が形成されている。
【０００５】
原子炉格納容器２の設計に当たってその内径は、原子炉圧力容器１の主蒸気配管出口ノズル７から主蒸気配管貫通部８までの間に配置される逃がし安全弁９、主蒸気隔離弁１０等の配置や、主蒸気配管４の最小曲げ半径等を考慮して決められる主蒸気配管４の配置等から決定される。また、上部ドライウェル３の高さは、主蒸気配管貫通部８に設けられる主蒸気隔離弁１０のメンテナンス高さと、主蒸気配管４下側に配置される給水配管貫通部８の口径などを考慮して決定される。
【０００６】
下部ドライウェル１１と原子炉格納容器２外を連絡するアクセストンネル１３がサプレッションプール１２内を貫通して設けられており、原子炉定期点検等の際に、作業員がこのアクセストンネル１３を通って下部ドライウェル１１に出入りできるようになっている。アクセストンネル１３は、ほぼ水平に直線的に延びていて、気密の遮蔽扉が設けられている。図５の例では、０°方向と１８０°方向にそれぞれ１本のアクセストンネル１３が設けられている。
【０００７】
上部ドライウェル３内の空調は、原子炉格納容器空調機６にて行なうようになっており、原子炉格納容器内空調機６は、上部ドライウェル３内の、主蒸気配管貫通部８および給水配管貫通部２０から遠い側（１８０°側）に配置されている。原子炉格納容器内空調機６がこの位置に配置されるのは、上部ドライウェル３内で、比較的配管等の配置が少なくてスペースに余裕があるからである。なお、原子炉運転中は上部ドライウェル３内には窒素ガスが充填されているので、原子炉格納容器内空調機６はこの窒素ガスを冷却することになる。
【０００８】
主蒸気配管４が上部ドライウェル３内で破断等を起こし、主蒸気隔離弁１０が遮断された際に、主蒸気配管４上の逃がし安全弁９が作動し、サプレッションプール１２内のクエンチャー１４から蒸気を放出し、蒸気の凝縮を行なうように設計されている。このため、サプレッションプール１２内のクエンチャー１４は、サプレッションプール１２の容積に対して比例した位置に均等に置かれている。
また、主蒸気配管４から上部ドライウェル３内へ放出された蒸気は、ベント管１５からサプレッションプール１２へ放出されて凝縮される。
【０００９】
サプレッションプール１２の容積は、上部ドライウェル３と下部ドライウェル１１に放出された蒸気を凝縮するために、上部ドライウェル３容積と下部ドライウェル１１容積およびアクセストンネル１３容積の合計容積により決定される。
【００１０】
燃料貯蔵プール１６は、定期点検のときなどに原子炉圧力容器１から取り出された燃料を貯蔵するものであって、燃料を立てた状態で燃料全体が水に浸かる必要がある。そのため、上部ドライウェル３上部の燃料貯蔵プール１６深さの浅い箇所の外側で、原子炉格納容器２側壁を燃料貯蔵プール１６の壁と共用して深さのある燃料貯蔵エリア１７を確保している。
【００１１】
なお、図６に示す例では、原子炉圧力容器１の下方の下部ドライウェル１１内に制御棒駆動機構２５が配置され、制御棒（図示せず）の駆動を下方から行なう構成（制御棒下方引抜き形式）となっている。
【００１２】
【発明が解決しようとする課題】
上記従来技術では、原子炉圧力容器１と原子炉格納容器２を同心円上に配置し、０°側の主蒸気配管４の配置などに基づいて原子炉格納容器２の必要最小内径を算定している。このため、原子炉格納容器２の０°側は込み入っている一方で、１８０°側では比較的スペースに余裕があり、原子炉格納容器２の内径を小さく設計する上での課題であった。また、アクセストンネル１３が長くなることから、アクセストンネル容積が大きくなり、そのために原子炉格納容器２全体の容積が大きくなり、さらには原子炉格納容器２を収容する原子炉建屋全体が大きくなるという課題もあった。
【００１３】
さらに、主蒸気配管貫通部８と給水配管貫通部２０が上下２段になっていることから、ドライウェル床面３０の上方に、給水配管５上に張る架台面３１と、主蒸気配管４上に張る架台面３２とが必要である。そのため、上部ドライウェル３の必要高さが大きくなり、それによっても、原子炉格納容器２の容積が大きくなるという課題があった。
本発明は原子炉格納容器全体容積を縮小することが可能な原子炉格納容器を提供することを目的とする。
【００１４】
【課題を解決するための手段】
本発明は上記目的を達成するものであって、請求項１に記載の発明は、少なくとも１本の主蒸気配管が接続された原子炉圧力容器を内包し、前記主蒸気配管が主蒸気配管貫通部で貫通する沸騰水型原子炉の格納容器において、前記主蒸気配管貫通部が前記原子炉格納容器の一方向に偏って配置され、前記主蒸気配管貫通部に近い所での前記原子炉圧力容器の外壁と前記原子炉格納容器の内壁との距離が、前記主蒸気配管貫通部から遠い所での前記原子炉圧力容器の外壁と前記原子炉格納容器の内壁との距離よりも大きいこと、を特徴とする。
請求項１に記載の発明によれば、主蒸気配管貫通部から遠い側のスペースを小さくすることができ、原子炉格納容器の容積を縮小することができる。
【００１５】
また、請求項２に記載の発明は、請求項１に記載の原子炉格納容器において、該原子炉格納容器の水平断面は非円形であって、水平方向に長い方向と短い方向とを有し、前記主蒸気配管貫通部は前記長い方向の一方側に偏って配置されていること、を特徴とする。
請求項２に記載の発明によれば、請求項１に記載の発明の作用・効果が得られるほか、原子炉格納容器の容積をさらに縮小することができる。
【００１６】
また、請求項３に記載の発明は、請求項１または２に記載の原子炉格納容器において、前記格納容器の内側で前記原子炉圧力容器の外側に環状のサプレッションプールが配置され、このサプレッションプールを含むウェットウェルが、前記主蒸気配管貫通部に近い側に偏って配置されていること、を特徴とする。
請求項３に記載の発明によれば、請求項１または２に記載の発明の作用・効果が得られるほか、ウェットウェル容積を縮小することができる。
【００１７】
また、請求項４に記載の発明は、請求項１ないし３のいずれかに記載の原子炉格納容器において、前記主蒸気配管貫通部から遠い側の前記原子炉格納容器と前記原子炉圧力容器との間は人が通れる空間が形成され、前記原子炉格納容器用の空調機を含む機器が配置されていないこと、を特徴とする。
請求項４に記載の発明によれば、請求項１ないし３のいずれかに記載の発明の作用・効果が得られるほか、原子炉格納容器をさらに縮小することができる。
【００１８】
また、請求項５に記載の発明は、請求項１ないし４のいずれかに記載の原子炉格納容器において、該原子炉格納容器用の空調機が前記原子炉格納容器の外に配置され、前記空調機と前記原子炉格納容器とが、隔離弁を有する配管で連絡されていること、を特徴とする。
【００１９】
請求項５に記載の発明によれば、請求項１ないし４のいずれかに記載の発明の作用・効果が得られるほか、原子炉格納容器を縮小し、しかも原子炉格納容器用の空調機の機能を確保することができる。
【００２０】
また、請求項６に記載の発明は、請求項１ないし５のいずれかに記載の原子炉格納容器において、前記原子炉圧力容器にはさらに、給水配管貫通部で前記格納容器を貫通する少なくとも１本の給水配管が接続されており、前記給水配管貫通部が前記原子炉格納容器の水平面内中央に対して前記主蒸気配管貫通部と同じ方向側に偏って配置され、前記主蒸気配管貫通部と前記給水配管貫通部がほぼ同一水平面内に配置されていること、を特徴とする。
【００２１】
請求項６に記載の発明によれば、請求項１ないし５のいずれかに記載の発明の作用・効果が得られるほか、原子炉格納容器の高さを削減して原子炉格納容器を縮小することが可能となる。
【００２２】
また、請求項７に記載の発明は、請求項１ないし６のいずれかに記載の原子炉格納容器において、該原子炉格納容器は、前記原子炉圧力容器の下方の下部ドライウェルと、その下部ドライウェルの水平方向の周囲を囲む環状のサプレッションプールを含むウェットウェルとを有し、前記サプレッションプール内を貫通して、前記原子炉格納容器の前記主蒸気配管貫通部から遠い側の外側と前記下部ドライウェルとを連絡するアクセス用トンネルが形成されていること、を特徴とする。
【００２３】
請求項７に記載の発明によれば、請求項１ないし６のいずれかに記載の発明の作用・効果が得られるほか、アクセス用トンネルの長さおよび体積を小さくすることができる。
【００２４】
また、請求項８に記載の発明は、請求項１ないし７のいずれかに記載の原子炉格納容器において、該原子炉格納容器は、前記原子炉圧力容器の上部、前記原子炉圧力容器から前記主蒸気配管貫通部までの前記主蒸気配管、および、前記原子炉圧力容器から前記給水配管貫通部までの前記給水配管を内包する上部ドライウェルと、前記原子炉圧力容器の下方の下部ドライウェルと、前記下部ドライウェルの水平方向の周囲を囲む環状のサプレッションプールを含むウェットウェルと、を有し、前記上部ドライウェルと前記ウェットウェルとを連絡する複数のベント管が、前記主蒸気配管貫通部に近い側に比較的多く配置されていること、を特徴とする。
【００２５】
請求項８に記載の発明によれば、請求項１ないし７のいずれかに記載の発明の作用・効果が得られるほか、偏芯したサプレッションプールに均等に放出することが可能となる。
【００２６】
また、請求項９に記載の発明は、請求項１ないし８のいずれかに記載の原子炉格納容器において、前記沸騰水型原子炉の運転停止時に前記原子炉圧力容器内から取り出した燃料集合体を収容する燃料プールが、前記主蒸気配管貫通部から遠い側の前記原子炉格納容器の外側の上部に配置されていること、を特徴とする。
【００２７】
請求項９に記載の発明によれば、請求項１ないし８のいずれかに記載の発明の作用・効果が得られるほか、原子炉格納容器外壁面の燃料貯蔵エリアまでの原子炉格納容器トップスラブ上の燃料移送スペースが縮小され、作業床面のプール面積を縮小することが可能となる。また、移送スペースの短縮により燃料移送時間短縮も期待できることから、定期点検期間の短縮も可能となる。
【００２８】
また、請求項１０に記載の発明は、少なくとも１本の主蒸気配管と少なくとも１本の給水配管とが接続された原子炉圧力容器を内包し、前記主蒸気配管が主蒸気配管貫通部で貫通し、前記給水配管が給水配管貫通部で貫通する沸騰水型原子炉の格納容器において、前記主蒸気配管貫通部と給水配管貫通部がほぼ同一水平面内に配置されていること、を特徴とする。
請求項１０に記載の発明によれば、原子炉格納容器の高さを低減させることができ、それによって容積を縮小することもできる。
【００２９】
【発明の実施の形態】
以下に、図１〜４を参照して、本発明に係る原子炉格納容器の実施の形態を説明する。ここで、従来技術と共通もしくは類似の部分、または、相互に共通もしくは類似の部分には共通の符号を付して、重複説明は適宜省略する。
【００３０】
［第１の実施の形態］
本発明に係る原子炉格納容器の第１の実施の形態では、図１および図２に示すように、原子炉圧力容器１および原子炉格納容器２の水平断面はほぼ円形であって、原子炉圧力容器１を内包するように原子炉格納容器２が設けられている。この点は従来と同様である。しかし、この実施の形態では、原子炉圧力容器１の中心が原子炉格納容器２の中心から、１８０°方向にずれた位置にある。すなわち、原子炉格納容器２の内壁と原子炉圧力容器１の外壁にはさまれた空間は、原子炉格納容器２の０°側の方が１８０°側よりも広くなっている。
【００３１】
本実施の形態では９０°−２７０°方向では偏芯していないが、１８０°方向への偏芯量に比べて少なければ１８０°方向へ偏芯させるとともに、９０°−２７０°方向のいずれかの方向へも偏芯させることが可能である。
【００３２】
上部ドライウェル３の０°側には主蒸気配管４および給水配管５が配置されている。１８０°側の原子炉圧力容器１外壁面と原子炉格納容器２の内壁面との間には、上部ドライウェル３の周回アクセスに必要なアクセススペースが配置されているが、原子炉格納容器空調機６は原子炉格納容器２内にない。図１では、原子炉圧力容器１の１８０°側に沿う階段３５が示されている。
【００３３】
原子炉格納容器空調機６は、原子炉格納容器２の外部に設置され、原子炉格納容器２外部から隔離弁を介して原子炉格納容器２内の空調を行なう。ただし、図１では原子炉格納容器空調機６の図示を省略している。
【００３４】
原子炉格納容器２の内径は、上記アクセススペースと、原子炉圧力容器１に接続する主蒸気配管出口ノズル７から主蒸気配管貫通部８間に配置される逃がし安全弁９、主蒸気隔離弁１０等の配置や、主蒸気配管４の最小曲がり半径などを考慮して決められる０°側の主蒸気配管４の配置に特に着目して算定する。
【００３５】
主蒸気配管４と給水配管５は、上部ドライウェル３内で同レベルに水平に配置し、０°側に水平に配置した隔離弁を経て、それぞれ、主蒸気配管貫通部８および給水配管貫通部２０で原子炉格納容器３の壁面を貫通する。このような配置にすることから、ドライウェル床面３０の上方には、給水配管５および主蒸気配管４の上に張る架台面３３が一つ設けられていればよい。このため、従来よりも上部ドライウェル３の高さを低くすることができる。
【００３６】
なお、図１、２に示す例では、主蒸気配管４と給水配管５は各２本ずつとしているが、これらの本数は任意である。例えば、図５、６に示す従来例と同様に主蒸気配管４を４本とし、給水配管５を２本とする場合には、主蒸気配管貫通部８を４個、給水配管貫通部２０を２個、合わせて６個すべてを同一水平面の０°側位置に並べることも可能である。
【００３７】
下部ドライウェル１１への原子炉格納容器２外からのアクセスは、上部ドライウェル３下に配置されるサプレッションプール１２内の下部ドライウェル１１と原子炉格納容器２壁面との間隔が極小となる１８０°側に配置されるアクセストンネル１３を介して行なう。この実施の形態では、１８０°側の下部ドライウェル１１の外壁と原子炉格納容器２の内壁との距離が短いので、アクセストンネル１３を短くすることができる。なお、アクセストンネル１３は複数あってもよいが、１８０°に近い位置とすれば、アクセストンネル１３の長さが短くなるので好ましい。
【００３８】
原子炉格納容器２壁面は上部ドライウェル３壁面とサプレッションプール１２壁面を連続しているため、上部ドライウェル３と同様にサプレッションプール１２も偏芯した環状となる。サプレッションプール１２内に設置するクエンチャー１４は、サプレッションプール１２の容積に対して比例した位置に均等に置くため、０°側に偏って配置することとなるが、クエンチャー１４と接続する上部ドライウェル３の主蒸気配管４上の逃がし安全弁９の直下となる。また、ベント管１５も、破断想定箇所となる主蒸気配管４のある０°側に偏って配置することとなる。
【００３９】
サプレッションプール１２の容積は、上部ドライウェル３と下部ドライウェル１１に放出された蒸気を凝縮するために、上部ドライウェル３の容積と下部ドライウェル１１の容積およびアクセストンネル１３の容積の合計容積により求められる。
【００４０】
燃料貯蔵エリア１７は、上部ドライウェル３上部の燃料貯蔵プール１６の深さの浅い箇所の短い１８０°側に配置する。本実施の形態では、１８０°側の原子炉格納容器２の外壁と原子炉圧力容器１の壁との距離が短いので、原子炉圧力容器１と燃料貯蔵エリア１７との水平距離が短くなる。
【００４１】
第１の実施の形態は、図６に示した従来技術と同様に、制御棒下方引抜き形式のものとなっている。変形例として、制御棒上方引抜き形式としても、上に説明した原子炉格納容器の構成上の特徴をほぼ同様とすることができる。
【００４２】
第１の実施の形態では、以上の構成とする結果として、原子炉圧力容器１と原子炉格納容器２の偏芯による原子炉格納容器２の直径の縮小、および、主蒸気配管４と給水配管１７の水平配置による高さの縮小が可能となり、原子炉格納容器２の容積が縮小されることとなる。また、アクセストンネルの短縮によりアクセストンネル容積が縮小される。上記の容積縮小により、比例関係となるサプレッションプール１２の容積も低減されることから、原子炉格納容器２全体の容積が縮小できる。
【００４３】
また、燃料貯蔵プール１６も１８０°側に配置することで深さの浅い箇所が短縮されることから、プール面積を少なくすることが可能となる。さらに、１８０°側の原子炉格納容器トップスラブ長さが短縮されることから、作業床（オペレーションフロア）上の燃料貯蔵プールを１８０°側に配置することで、原子炉格納容器外壁面の燃料貯蔵エリア１７までの原子炉格納容器トップスラブ上の燃料移送スペースが縮小され、作業床面のプール面積を縮小することが可能となる。また、移送スペースの短縮により燃料移送時間短縮も期待できることから、定期点検期間の短縮も可能となる。
【００４４】
さらに、原子炉格納容器空調機６は従来、原子炉格納容器２内にて原子炉格納容器空調機６自身容積に対しても空調を行なっていたが、原子炉格納容器２外に配置することにより負荷が削減され機器容量の低減を行なうことが可能となる。
【００４５】
上記に加え、サプレッションプール１２が０°側に偏芯することにより、クエンチャー１４と逃がし安全弁９の距離を短くすることが可能となり、また、ベント管１５も、破断想定箇所となる主蒸気配管４のある０°側に偏った配置にすることができる。
【００４６】
［第２の実施の形態］
本発明に係る原子炉格納容器の第２の実施の形態では、図３および図４に示すように、原子炉格納容器２は、主蒸気配管貫通部８および給水配管貫通部２０が偏って配置された方向（０°方向）とその反対方向（１８０°方向）に長く、これに直角の方向（９０°、２７０°方向）に短い楕円などの非円形である。原子炉圧力容器１は原子炉格納容器２の中央から１８０°側にずれた位置に配置されている。したがって、原子炉圧力容器１の外壁から原子炉格納容器２の内壁面までの距離は、９０°、１８０°、２７０°の位置でほぼ等しく、０°の位置を最大としてその付近で大きくなっている。
【００４７】
なお、原子炉圧力容器１の外壁から原子炉格納容器２の内壁までの距離は９０°、１８０°、２７０°の位置より０°の位置で大きければ良く、９０°、１８０°、２７０°の位置でのそれぞれの距離が異なるようにすることもできる。
【００４８】
上部ドライウェル３の０°側には主蒸気配管４および給水配管５を配置し、１８０°側の原子炉圧力容器１外壁面と原子炉格納容器２内壁面との間へは上部ドライウェル３の周回アクセスに必要なアクセススペースを配置し、原子炉格納容器空調機６（図３、４では図示を省略）は原子炉格納容器２外部に設置し、原子炉格納容器２外部から隔離弁を介して原子炉格納容器２内の空調を行なう。
【００４９】
原子炉格納容器２の内側の寸法は、上記アクセススペースと、原子炉圧力容器１に接続する主蒸気配管出口ノズル７から原子炉格納容器２壁面の主蒸気配管貫通部８間に配置される逃がし安全弁９、主蒸気隔離弁１０等の配置から導かれる０°側の主蒸気配管４の配置などから算定する。
主蒸気配管４と給水配管５は、上部ドライウェル内で同レベルに水平に配置し、０°側に水平に配置した隔離弁を経て一連で原子炉格納容器壁面を貫通する。
【００５０】
下部ドライウェル１１への原子炉格納容器２外からのアクセスは、上部ドライウェル３の下方に配置されるサプレッションプール１２内の下部ドライウェル１１と原子炉格納容器２壁面との間隔が極小となる１８０°側に配置されるアクセストンネル１３を介して行なう。
【００５１】
原子炉格納容器２壁面は上部ドライウェル３壁面とサプレッションプール１２壁面を連続しているため、上部ドライウェル３と同様にサプレッションプール１２も偏芯した環状となる。
【００５２】
サプレッションプール１２内に設置するクエンチャー１４は、サプレッションプール１２の容積に対して比例した位置に均等に置くため、０°側に偏って配置することとなるが、クエンチャー１４と接続する上部ドライウェル３の主蒸気配管４上の逃がし安全弁９の直下となる。また、ベント管１５も、破断想定箇所となる主蒸気配管４のある０°側に偏って配置することとなる。
【００５３】
サプレッションプール１２容積は、上部ドライウェル３と下部ドライウェル１１に放出された蒸気を凝縮するために、上部ドライウェル３容積と下部ドライウェル１１の容積およびアクセストンネル１３の容積の合計容積により求められる。
燃料貯蔵プール１６は上部ドライウェル３の上部の燃料貯蔵プール１６深さの浅い箇所の短い１８０°側に配置する。
【００５４】
第２の実施の形態は、制御棒上方引抜き形式のものを例として示している。ただし、制御棒駆動機構の図示は省略している。変形例として、制御棒下方引抜き形式としても、上に説明した原子炉格納容器の構成上の特徴をほぼ同様とすることができる。
【００５５】
以上説明した構成とする結果として、原子炉圧力容器１と原子炉格納容器２の偏芯による原子炉格納容器２直径の縮小、および、主蒸気配管４と給水配管５の水平配置により高さの縮小が可能となり、原子炉格納容器２の容積が縮小されることとなる。また、アクセストンネルの短縮によりアクセストンネル容積が縮小される。上記の容積縮小により、比例関係となるサプレッションプール１２の容積も低減されることから、原子炉格納容器２全体の容積が縮小できる。
また、燃料貯蔵プール１６も１８０°側に配置することで深さの浅い箇所が短縮されることから、プール面積を少なくすることが可能となる。
【００５６】
さらに、原子炉格納容器空調機６は従来、原子炉格納容器２内にて原子炉格納容器空調機６自身容積に対しても空調を行なっていたが、原子炉格納容器２外に配置することにより負荷が削減され機器容量の低減を行なうことが可能となる。
【００５７】
上記に加え、サプレッションプール１２が０°側に偏芯することにより、クエンチャー１４と逃がし安全弁９の距離を短くすることが可能となり、また、ベント管１５も、破断想定箇所となる主蒸気配管４のある０°側に偏った配置にすることができる。
【００５８】
【発明の効果】
以上説明したように、本発明により、原子炉格納容器全体の容積を低減することが可能となり、ひいては原子炉格納容器を中心とする原子炉建屋のコンパクト化が可能となる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係る原子炉格納容器の第１の実施形態の概略平面断面図。
【図２】図１の原子炉格納容器の概略立断面図。
【図３】本発明に係る原子炉格納容器の第２の実施形態の概略平面断面図。
【図４】図３の原子炉格納容器の概略立断面図。
【図５】従来の原子炉格納容器の概略平面断面図。
【図６】図５の原子炉格納容器の概略立断面図。
【符号の説明】
１…原子炉圧力容器、２…原子炉格納容器、３…上部ドライウェル、４…主蒸気配管、５…給水配管、６…原子炉格納容器内空調機、７…主蒸気配管出口ノズル、８…主蒸気配管貫通部、９…逃がし安全弁、１０…主蒸気隔離弁、１１…下部ドライウェル、１２…サプレッションプール、１３…アクセストンネル、１４…クエンチャー、１５…ベント管、１６…燃料貯蔵プール、１７…燃料貯蔵エリア、２０…給水配管貫通部、２２…ウェットウェル、２５…制御棒駆動機構、３０…ドライウェル床面、３１…架台面、３２…架台面、３３…架台面、３５…階段。
【発明の属する技術分野】
本発明は、沸騰水型原子炉の原子炉格納容器に関し、特に、配管の配置を考慮して小型化を可能とした原子炉格納容器に関する。
【０００２】
【従来の技術】
従来の沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器１を内包する原子炉格納容器２について図５および図６を用いて説明する。図５に示すように、原子炉圧力容器１と原子炉格納容器２は、ともに水平断面が円形であって、原子炉圧力容器１の中心と原子炉格納容器２の中心を同位置に配置した同心円上に配置している。原子炉圧力容器１には複数本（図５、６の例では４本）の主蒸気配管４および複数本（図５、６の例では２本）の給水配管５が接続され、これらの配管はいずれも原子炉格納容器２内の上部ドライウェル３を通って、それぞれ、主蒸気配管貫通部８および給水配管貫通部２０で原子炉格納容器１の壁を貫通して外に連絡している。
【０００３】
主蒸気配管４の原子炉圧力容器１との接続部は給水配管５の原子炉圧力容器１との接続部よりも高い位置にあり、主蒸気配管貫通部８は給水配管貫通部２０よりも高い位置になるように、上下２段に配置されている。また、主蒸気配管貫通部８および給水配管貫通部２０はいずれも、原子炉格納容器２に隣接するタービン建屋（図示せず）に近い側（０°側）に偏って配置されている。
【０００４】
上部ドライウェル３は、原子炉圧力容器１と、主蒸気配管４および給水配管５の原子炉格納容器２内の部分全体を内包している。原子炉格納容器２内で、原子炉圧力容器１の下方には下部ドライウェル１１が形成されている。また、この下部ドライウェル１１を囲むようにして、かつ上部ドライウェル３の下方に、環状のサプレッションプール１２を含むウェットウェル２２が形成されている。
【０００５】
原子炉格納容器２の設計に当たってその内径は、原子炉圧力容器１の主蒸気配管出口ノズル７から主蒸気配管貫通部８までの間に配置される逃がし安全弁９、主蒸気隔離弁１０等の配置や、主蒸気配管４の最小曲げ半径等を考慮して決められる主蒸気配管４の配置等から決定される。また、上部ドライウェル３の高さは、主蒸気配管貫通部８に設けられる主蒸気隔離弁１０のメンテナンス高さと、主蒸気配管４下側に配置される給水配管貫通部８の口径などを考慮して決定される。
【０００６】
下部ドライウェル１１と原子炉格納容器２外を連絡するアクセストンネル１３がサプレッションプール１２内を貫通して設けられており、原子炉定期点検等の際に、作業員がこのアクセストンネル１３を通って下部ドライウェル１１に出入りできるようになっている。アクセストンネル１３は、ほぼ水平に直線的に延びていて、気密の遮蔽扉が設けられている。図５の例では、０°方向と１８０°方向にそれぞれ１本のアクセストンネル１３が設けられている。
【０００７】
上部ドライウェル３内の空調は、原子炉格納容器空調機６にて行なうようになっており、原子炉格納容器内空調機６は、上部ドライウェル３内の、主蒸気配管貫通部８および給水配管貫通部２０から遠い側（１８０°側）に配置されている。原子炉格納容器内空調機６がこの位置に配置されるのは、上部ドライウェル３内で、比較的配管等の配置が少なくてスペースに余裕があるからである。なお、原子炉運転中は上部ドライウェル３内には窒素ガスが充填されているので、原子炉格納容器内空調機６はこの窒素ガスを冷却することになる。
【０００８】
主蒸気配管４が上部ドライウェル３内で破断等を起こし、主蒸気隔離弁１０が遮断された際に、主蒸気配管４上の逃がし安全弁９が作動し、サプレッションプール１２内のクエンチャー１４から蒸気を放出し、蒸気の凝縮を行なうように設計されている。このため、サプレッションプール１２内のクエンチャー１４は、サプレッションプール１２の容積に対して比例した位置に均等に置かれている。
また、主蒸気配管４から上部ドライウェル３内へ放出された蒸気は、ベント管１５からサプレッションプール１２へ放出されて凝縮される。
【０００９】
サプレッションプール１２の容積は、上部ドライウェル３と下部ドライウェル１１に放出された蒸気を凝縮するために、上部ドライウェル３容積と下部ドライウェル１１容積およびアクセストンネル１３容積の合計容積により決定される。
【００１０】
燃料貯蔵プール１６は、定期点検のときなどに原子炉圧力容器１から取り出された燃料を貯蔵するものであって、燃料を立てた状態で燃料全体が水に浸かる必要がある。そのため、上部ドライウェル３上部の燃料貯蔵プール１６深さの浅い箇所の外側で、原子炉格納容器２側壁を燃料貯蔵プール１６の壁と共用して深さのある燃料貯蔵エリア１７を確保している。
【００１１】
なお、図６に示す例では、原子炉圧力容器１の下方の下部ドライウェル１１内に制御棒駆動機構２５が配置され、制御棒（図示せず）の駆動を下方から行なう構成（制御棒下方引抜き形式）となっている。
【００１２】
【発明が解決しようとする課題】
上記従来技術では、原子炉圧力容器１と原子炉格納容器２を同心円上に配置し、０°側の主蒸気配管４の配置などに基づいて原子炉格納容器２の必要最小内径を算定している。このため、原子炉格納容器２の０°側は込み入っている一方で、１８０°側では比較的スペースに余裕があり、原子炉格納容器２の内径を小さく設計する上での課題であった。また、アクセストンネル１３が長くなることから、アクセストンネル容積が大きくなり、そのために原子炉格納容器２全体の容積が大きくなり、さらには原子炉格納容器２を収容する原子炉建屋全体が大きくなるという課題もあった。
【００１３】
さらに、主蒸気配管貫通部８と給水配管貫通部２０が上下２段になっていることから、ドライウェル床面３０の上方に、給水配管５上に張る架台面３１と、主蒸気配管４上に張る架台面３２とが必要である。そのため、上部ドライウェル３の必要高さが大きくなり、それによっても、原子炉格納容器２の容積が大きくなるという課題があった。
本発明は原子炉格納容器全体容積を縮小することが可能な原子炉格納容器を提供することを目的とする。
【００１４】
【課題を解決するための手段】
本発明は上記目的を達成するものであって、請求項１に記載の発明は、少なくとも１本の主蒸気配管が接続された原子炉圧力容器を内包し、前記主蒸気配管が主蒸気配管貫通部で貫通する沸騰水型原子炉の格納容器において、前記主蒸気配管貫通部が前記原子炉格納容器の一方向に偏って配置され、前記主蒸気配管貫通部に近い所での前記原子炉圧力容器の外壁と前記原子炉格納容器の内壁との距離が、前記主蒸気配管貫通部から遠い所での前記原子炉圧力容器の外壁と前記原子炉格納容器の内壁との距離よりも大きいこと、を特徴とする。
請求項１に記載の発明によれば、主蒸気配管貫通部から遠い側のスペースを小さくすることができ、原子炉格納容器の容積を縮小することができる。
【００１５】
また、請求項２に記載の発明は、請求項１に記載の原子炉格納容器において、該原子炉格納容器の水平断面は非円形であって、水平方向に長い方向と短い方向とを有し、前記主蒸気配管貫通部は前記長い方向の一方側に偏って配置されていること、を特徴とする。
請求項２に記載の発明によれば、請求項１に記載の発明の作用・効果が得られるほか、原子炉格納容器の容積をさらに縮小することができる。
【００１６】
また、請求項３に記載の発明は、請求項１または２に記載の原子炉格納容器において、前記格納容器の内側で前記原子炉圧力容器の外側に環状のサプレッションプールが配置され、このサプレッションプールを含むウェットウェルが、前記主蒸気配管貫通部に近い側に偏って配置されていること、を特徴とする。
請求項３に記載の発明によれば、請求項１または２に記載の発明の作用・効果が得られるほか、ウェットウェル容積を縮小することができる。
【００１７】
また、請求項４に記載の発明は、請求項１ないし３のいずれかに記載の原子炉格納容器において、前記主蒸気配管貫通部から遠い側の前記原子炉格納容器と前記原子炉圧力容器との間は人が通れる空間が形成され、前記原子炉格納容器用の空調機を含む機器が配置されていないこと、を特徴とする。
請求項４に記載の発明によれば、請求項１ないし３のいずれかに記載の発明の作用・効果が得られるほか、原子炉格納容器をさらに縮小することができる。
【００１８】
また、請求項５に記載の発明は、請求項１ないし４のいずれかに記載の原子炉格納容器において、該原子炉格納容器用の空調機が前記原子炉格納容器の外に配置され、前記空調機と前記原子炉格納容器とが、隔離弁を有する配管で連絡されていること、を特徴とする。
【００１９】
請求項５に記載の発明によれば、請求項１ないし４のいずれかに記載の発明の作用・効果が得られるほか、原子炉格納容器を縮小し、しかも原子炉格納容器用の空調機の機能を確保することができる。
【００２０】
また、請求項６に記載の発明は、請求項１ないし５のいずれかに記載の原子炉格納容器において、前記原子炉圧力容器にはさらに、給水配管貫通部で前記格納容器を貫通する少なくとも１本の給水配管が接続されており、前記給水配管貫通部が前記原子炉格納容器の水平面内中央に対して前記主蒸気配管貫通部と同じ方向側に偏って配置され、前記主蒸気配管貫通部と前記給水配管貫通部がほぼ同一水平面内に配置されていること、を特徴とする。
【００２１】
請求項６に記載の発明によれば、請求項１ないし５のいずれかに記載の発明の作用・効果が得られるほか、原子炉格納容器の高さを削減して原子炉格納容器を縮小することが可能となる。
【００２２】
また、請求項７に記載の発明は、請求項１ないし６のいずれかに記載の原子炉格納容器において、該原子炉格納容器は、前記原子炉圧力容器の下方の下部ドライウェルと、その下部ドライウェルの水平方向の周囲を囲む環状のサプレッションプールを含むウェットウェルとを有し、前記サプレッションプール内を貫通して、前記原子炉格納容器の前記主蒸気配管貫通部から遠い側の外側と前記下部ドライウェルとを連絡するアクセス用トンネルが形成されていること、を特徴とする。
【００２３】
請求項７に記載の発明によれば、請求項１ないし６のいずれかに記載の発明の作用・効果が得られるほか、アクセス用トンネルの長さおよび体積を小さくすることができる。
【００２４】
また、請求項８に記載の発明は、請求項１ないし７のいずれかに記載の原子炉格納容器において、該原子炉格納容器は、前記原子炉圧力容器の上部、前記原子炉圧力容器から前記主蒸気配管貫通部までの前記主蒸気配管、および、前記原子炉圧力容器から前記給水配管貫通部までの前記給水配管を内包する上部ドライウェルと、前記原子炉圧力容器の下方の下部ドライウェルと、前記下部ドライウェルの水平方向の周囲を囲む環状のサプレッションプールを含むウェットウェルと、を有し、前記上部ドライウェルと前記ウェットウェルとを連絡する複数のベント管が、前記主蒸気配管貫通部に近い側に比較的多く配置されていること、を特徴とする。
【００２５】
請求項８に記載の発明によれば、請求項１ないし７のいずれかに記載の発明の作用・効果が得られるほか、偏芯したサプレッションプールに均等に放出することが可能となる。
【００２６】
また、請求項９に記載の発明は、請求項１ないし８のいずれかに記載の原子炉格納容器において、前記沸騰水型原子炉の運転停止時に前記原子炉圧力容器内から取り出した燃料集合体を収容する燃料プールが、前記主蒸気配管貫通部から遠い側の前記原子炉格納容器の外側の上部に配置されていること、を特徴とする。
【００２７】
請求項９に記載の発明によれば、請求項１ないし８のいずれかに記載の発明の作用・効果が得られるほか、原子炉格納容器外壁面の燃料貯蔵エリアまでの原子炉格納容器トップスラブ上の燃料移送スペースが縮小され、作業床面のプール面積を縮小することが可能となる。また、移送スペースの短縮により燃料移送時間短縮も期待できることから、定期点検期間の短縮も可能となる。
【００２８】
また、請求項１０に記載の発明は、少なくとも１本の主蒸気配管と少なくとも１本の給水配管とが接続された原子炉圧力容器を内包し、前記主蒸気配管が主蒸気配管貫通部で貫通し、前記給水配管が給水配管貫通部で貫通する沸騰水型原子炉の格納容器において、前記主蒸気配管貫通部と給水配管貫通部がほぼ同一水平面内に配置されていること、を特徴とする。
請求項１０に記載の発明によれば、原子炉格納容器の高さを低減させることができ、それによって容積を縮小することもできる。
【００２９】
【発明の実施の形態】
以下に、図１〜４を参照して、本発明に係る原子炉格納容器の実施の形態を説明する。ここで、従来技術と共通もしくは類似の部分、または、相互に共通もしくは類似の部分には共通の符号を付して、重複説明は適宜省略する。
【００３０】
［第１の実施の形態］
本発明に係る原子炉格納容器の第１の実施の形態では、図１および図２に示すように、原子炉圧力容器１および原子炉格納容器２の水平断面はほぼ円形であって、原子炉圧力容器１を内包するように原子炉格納容器２が設けられている。この点は従来と同様である。しかし、この実施の形態では、原子炉圧力容器１の中心が原子炉格納容器２の中心から、１８０°方向にずれた位置にある。すなわち、原子炉格納容器２の内壁と原子炉圧力容器１の外壁にはさまれた空間は、原子炉格納容器２の０°側の方が１８０°側よりも広くなっている。
【００３１】
本実施の形態では９０°−２７０°方向では偏芯していないが、１８０°方向への偏芯量に比べて少なければ１８０°方向へ偏芯させるとともに、９０°−２７０°方向のいずれかの方向へも偏芯させることが可能である。
【００３２】
上部ドライウェル３の０°側には主蒸気配管４および給水配管５が配置されている。１８０°側の原子炉圧力容器１外壁面と原子炉格納容器２の内壁面との間には、上部ドライウェル３の周回アクセスに必要なアクセススペースが配置されているが、原子炉格納容器空調機６は原子炉格納容器２内にない。図１では、原子炉圧力容器１の１８０°側に沿う階段３５が示されている。
【００３３】
原子炉格納容器空調機６は、原子炉格納容器２の外部に設置され、原子炉格納容器２外部から隔離弁を介して原子炉格納容器２内の空調を行なう。ただし、図１では原子炉格納容器空調機６の図示を省略している。
【００３４】
原子炉格納容器２の内径は、上記アクセススペースと、原子炉圧力容器１に接続する主蒸気配管出口ノズル７から主蒸気配管貫通部８間に配置される逃がし安全弁９、主蒸気隔離弁１０等の配置や、主蒸気配管４の最小曲がり半径などを考慮して決められる０°側の主蒸気配管４の配置に特に着目して算定する。
【００３５】
主蒸気配管４と給水配管５は、上部ドライウェル３内で同レベルに水平に配置し、０°側に水平に配置した隔離弁を経て、それぞれ、主蒸気配管貫通部８および給水配管貫通部２０で原子炉格納容器３の壁面を貫通する。このような配置にすることから、ドライウェル床面３０の上方には、給水配管５および主蒸気配管４の上に張る架台面３３が一つ設けられていればよい。このため、従来よりも上部ドライウェル３の高さを低くすることができる。
【００３６】
なお、図１、２に示す例では、主蒸気配管４と給水配管５は各２本ずつとしているが、これらの本数は任意である。例えば、図５、６に示す従来例と同様に主蒸気配管４を４本とし、給水配管５を２本とする場合には、主蒸気配管貫通部８を４個、給水配管貫通部２０を２個、合わせて６個すべてを同一水平面の０°側位置に並べることも可能である。
【００３７】
下部ドライウェル１１への原子炉格納容器２外からのアクセスは、上部ドライウェル３下に配置されるサプレッションプール１２内の下部ドライウェル１１と原子炉格納容器２壁面との間隔が極小となる１８０°側に配置されるアクセストンネル１３を介して行なう。この実施の形態では、１８０°側の下部ドライウェル１１の外壁と原子炉格納容器２の内壁との距離が短いので、アクセストンネル１３を短くすることができる。なお、アクセストンネル１３は複数あってもよいが、１８０°に近い位置とすれば、アクセストンネル１３の長さが短くなるので好ましい。
【００３８】
原子炉格納容器２壁面は上部ドライウェル３壁面とサプレッションプール１２壁面を連続しているため、上部ドライウェル３と同様にサプレッションプール１２も偏芯した環状となる。サプレッションプール１２内に設置するクエンチャー１４は、サプレッションプール１２の容積に対して比例した位置に均等に置くため、０°側に偏って配置することとなるが、クエンチャー１４と接続する上部ドライウェル３の主蒸気配管４上の逃がし安全弁９の直下となる。また、ベント管１５も、破断想定箇所となる主蒸気配管４のある０°側に偏って配置することとなる。
【００３９】
サプレッションプール１２の容積は、上部ドライウェル３と下部ドライウェル１１に放出された蒸気を凝縮するために、上部ドライウェル３の容積と下部ドライウェル１１の容積およびアクセストンネル１３の容積の合計容積により求められる。
【００４０】
燃料貯蔵エリア１７は、上部ドライウェル３上部の燃料貯蔵プール１６の深さの浅い箇所の短い１８０°側に配置する。本実施の形態では、１８０°側の原子炉格納容器２の外壁と原子炉圧力容器１の壁との距離が短いので、原子炉圧力容器１と燃料貯蔵エリア１７との水平距離が短くなる。
【００４１】
第１の実施の形態は、図６に示した従来技術と同様に、制御棒下方引抜き形式のものとなっている。変形例として、制御棒上方引抜き形式としても、上に説明した原子炉格納容器の構成上の特徴をほぼ同様とすることができる。
【００４２】
第１の実施の形態では、以上の構成とする結果として、原子炉圧力容器１と原子炉格納容器２の偏芯による原子炉格納容器２の直径の縮小、および、主蒸気配管４と給水配管１７の水平配置による高さの縮小が可能となり、原子炉格納容器２の容積が縮小されることとなる。また、アクセストンネルの短縮によりアクセストンネル容積が縮小される。上記の容積縮小により、比例関係となるサプレッションプール１２の容積も低減されることから、原子炉格納容器２全体の容積が縮小できる。
【００４３】
また、燃料貯蔵プール１６も１８０°側に配置することで深さの浅い箇所が短縮されることから、プール面積を少なくすることが可能となる。さらに、１８０°側の原子炉格納容器トップスラブ長さが短縮されることから、作業床（オペレーションフロア）上の燃料貯蔵プールを１８０°側に配置することで、原子炉格納容器外壁面の燃料貯蔵エリア１７までの原子炉格納容器トップスラブ上の燃料移送スペースが縮小され、作業床面のプール面積を縮小することが可能となる。また、移送スペースの短縮により燃料移送時間短縮も期待できることから、定期点検期間の短縮も可能となる。
【００４４】
さらに、原子炉格納容器空調機６は従来、原子炉格納容器２内にて原子炉格納容器空調機６自身容積に対しても空調を行なっていたが、原子炉格納容器２外に配置することにより負荷が削減され機器容量の低減を行なうことが可能となる。
【００４５】
上記に加え、サプレッションプール１２が０°側に偏芯することにより、クエンチャー１４と逃がし安全弁９の距離を短くすることが可能となり、また、ベント管１５も、破断想定箇所となる主蒸気配管４のある０°側に偏った配置にすることができる。
【００４６】
［第２の実施の形態］
本発明に係る原子炉格納容器の第２の実施の形態では、図３および図４に示すように、原子炉格納容器２は、主蒸気配管貫通部８および給水配管貫通部２０が偏って配置された方向（０°方向）とその反対方向（１８０°方向）に長く、これに直角の方向（９０°、２７０°方向）に短い楕円などの非円形である。原子炉圧力容器１は原子炉格納容器２の中央から１８０°側にずれた位置に配置されている。したがって、原子炉圧力容器１の外壁から原子炉格納容器２の内壁面までの距離は、９０°、１８０°、２７０°の位置でほぼ等しく、０°の位置を最大としてその付近で大きくなっている。
【００４７】
なお、原子炉圧力容器１の外壁から原子炉格納容器２の内壁までの距離は９０°、１８０°、２７０°の位置より０°の位置で大きければ良く、９０°、１８０°、２７０°の位置でのそれぞれの距離が異なるようにすることもできる。
【００４８】
上部ドライウェル３の０°側には主蒸気配管４および給水配管５を配置し、１８０°側の原子炉圧力容器１外壁面と原子炉格納容器２内壁面との間へは上部ドライウェル３の周回アクセスに必要なアクセススペースを配置し、原子炉格納容器空調機６（図３、４では図示を省略）は原子炉格納容器２外部に設置し、原子炉格納容器２外部から隔離弁を介して原子炉格納容器２内の空調を行なう。
【００４９】
原子炉格納容器２の内側の寸法は、上記アクセススペースと、原子炉圧力容器１に接続する主蒸気配管出口ノズル７から原子炉格納容器２壁面の主蒸気配管貫通部８間に配置される逃がし安全弁９、主蒸気隔離弁１０等の配置から導かれる０°側の主蒸気配管４の配置などから算定する。
主蒸気配管４と給水配管５は、上部ドライウェル内で同レベルに水平に配置し、０°側に水平に配置した隔離弁を経て一連で原子炉格納容器壁面を貫通する。
【００５０】
下部ドライウェル１１への原子炉格納容器２外からのアクセスは、上部ドライウェル３の下方に配置されるサプレッションプール１２内の下部ドライウェル１１と原子炉格納容器２壁面との間隔が極小となる１８０°側に配置されるアクセストンネル１３を介して行なう。
【００５１】
原子炉格納容器２壁面は上部ドライウェル３壁面とサプレッションプール１２壁面を連続しているため、上部ドライウェル３と同様にサプレッションプール１２も偏芯した環状となる。
【００５２】
サプレッションプール１２内に設置するクエンチャー１４は、サプレッションプール１２の容積に対して比例した位置に均等に置くため、０°側に偏って配置することとなるが、クエンチャー１４と接続する上部ドライウェル３の主蒸気配管４上の逃がし安全弁９の直下となる。また、ベント管１５も、破断想定箇所となる主蒸気配管４のある０°側に偏って配置することとなる。
【００５３】
サプレッションプール１２容積は、上部ドライウェル３と下部ドライウェル１１に放出された蒸気を凝縮するために、上部ドライウェル３容積と下部ドライウェル１１の容積およびアクセストンネル１３の容積の合計容積により求められる。
燃料貯蔵プール１６は上部ドライウェル３の上部の燃料貯蔵プール１６深さの浅い箇所の短い１８０°側に配置する。
【００５４】
第２の実施の形態は、制御棒上方引抜き形式のものを例として示している。ただし、制御棒駆動機構の図示は省略している。変形例として、制御棒下方引抜き形式としても、上に説明した原子炉格納容器の構成上の特徴をほぼ同様とすることができる。
【００５５】
以上説明した構成とする結果として、原子炉圧力容器１と原子炉格納容器２の偏芯による原子炉格納容器２直径の縮小、および、主蒸気配管４と給水配管５の水平配置により高さの縮小が可能となり、原子炉格納容器２の容積が縮小されることとなる。また、アクセストンネルの短縮によりアクセストンネル容積が縮小される。上記の容積縮小により、比例関係となるサプレッションプール１２の容積も低減されることから、原子炉格納容器２全体の容積が縮小できる。
また、燃料貯蔵プール１６も１８０°側に配置することで深さの浅い箇所が短縮されることから、プール面積を少なくすることが可能となる。
【００５６】
さらに、原子炉格納容器空調機６は従来、原子炉格納容器２内にて原子炉格納容器空調機６自身容積に対しても空調を行なっていたが、原子炉格納容器２外に配置することにより負荷が削減され機器容量の低減を行なうことが可能となる。
【００５７】
上記に加え、サプレッションプール１２が０°側に偏芯することにより、クエンチャー１４と逃がし安全弁９の距離を短くすることが可能となり、また、ベント管１５も、破断想定箇所となる主蒸気配管４のある０°側に偏った配置にすることができる。
【００５８】
【発明の効果】
以上説明したように、本発明により、原子炉格納容器全体の容積を低減することが可能となり、ひいては原子炉格納容器を中心とする原子炉建屋のコンパクト化が可能となる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係る原子炉格納容器の第１の実施形態の概略平面断面図。
【図２】図１の原子炉格納容器の概略立断面図。
【図３】本発明に係る原子炉格納容器の第２の実施形態の概略平面断面図。
【図４】図３の原子炉格納容器の概略立断面図。
【図５】従来の原子炉格納容器の概略平面断面図。
【図６】図５の原子炉格納容器の概略立断面図。
【符号の説明】
１…原子炉圧力容器、２…原子炉格納容器、３…上部ドライウェル、４…主蒸気配管、５…給水配管、６…原子炉格納容器内空調機、７…主蒸気配管出口ノズル、８…主蒸気配管貫通部、９…逃がし安全弁、１０…主蒸気隔離弁、１１…下部ドライウェル、１２…サプレッションプール、１３…アクセストンネル、１４…クエンチャー、１５…ベント管、１６…燃料貯蔵プール、１７…燃料貯蔵エリア、２０…給水配管貫通部、２２…ウェットウェル、２５…制御棒駆動機構、３０…ドライウェル床面、３１…架台面、３２…架台面、３３…架台面、３５…階段。
Claims (10)
- 少なくとも１本の主蒸気配管が接続された原子炉圧力容器を内包し、前記主蒸気配管が主蒸気配管貫通部で貫通する沸騰水型原子炉の格納容器において、
前記主蒸気配管貫通部が前記原子炉格納容器一方向に偏って配置され、
前記主蒸気配管貫通部に近い所での前記原子炉圧力容器の外壁と前記原子炉格納容器の内壁との距離が、前記主蒸気配管貫通部から遠い所での前記原子炉圧力容器の外壁と前記原子炉格納容器の内壁との距離よりも大きいこと、
を特徴とする原子炉格納容器。 - 請求項１に記載の原子炉格納容器において、該原子炉格納容器の水平断面は非円形であって、水平方向に長い方向と短い方向とを有し、前記主蒸気配管貫通部は前記長い方向の一方側に偏って配置されていること、を特徴とする原子炉格納容器。
- 請求項１または２に記載の原子炉格納容器において、前記格納容器の内側で前記原子炉圧力容器の外側に環状のサプレッションプールが配置され、このサプレッションプールを含むウェットウェルが、前記主蒸気配管貫通部に近い側に偏って配置されていること、を特徴とする原子炉格納容器。
- 請求項１ないし３のいずれかに記載の原子炉格納容器において、前記主蒸気配管貫通部から遠い側の前記原子炉格納容器と前記原子炉圧力容器との間は人が通れる空間が形成され、前記原子炉格納容器用の空調機を含む機器が配置されていないこと、を特徴とする原子炉格納容器。
- 請求項１ないし４のいずれかに記載の原子炉格納容器において、該原子炉格納容器用の空調機が前記原子炉格納容器の外に配置され、前記空調機と前記原子炉格納容器とが、隔離弁を有する配管で連絡されていること、を特徴とする原子炉格納容器。
- 請求項１ないし５のいずれかに記載の原子炉格納容器において、
前記原子炉圧力容器にはさらに、給水配管貫通部で前記格納容器を貫通する少なくとも１本の給水配管が接続されており、前記給水配管貫通部が前記原子炉格納容器の水平面内中央に対して前記主蒸気配管貫通部と同じ方向側に偏って配置され、
前記主蒸気配管貫通部と前記給水配管貫通部がほぼ同一水平面内に配置されていること、
を特徴とする原子炉格納容器。 - 請求項１ないし６のいずれかに記載の原子炉格納容器において、
該原子炉格納容器は、前記原子炉圧力容器の下方の下部ドライウェルと、その下部ドライウェルの水平方向の周囲を囲む環状のサプレッションプールを含むウェットウェルとを有し、
前記サプレッションプール内を貫通して、前記原子炉格納容器の前記主蒸気配管貫通部から遠い側の外側と前記下部ドライウェルとを連絡するアクセス用トンネルが形成されていること、
を特徴とする原子炉格納容器。 - 請求項１ないし７のいずれかに記載の原子炉格納容器において、
該原子炉格納容器は、
前記原子炉圧力容器の上部、前記原子炉圧力容器から前記主蒸気配管貫通部までの前記主蒸気配管、および、前記原子炉圧力容器から前記給水配管貫通部までの前記給水配管を内包する上部ドライウェルと、
前記原子炉圧力容器の下方の下部ドライウェルと、
前記下部ドライウェルの水平方向の周囲を囲む環状のサプレッションプールを含むウェットウェルと、を有し、
前記上部ドライウェルと前記ウェットウェルとを連絡する複数のベント管が、前記主蒸気配管貫通部に近い側に比較的多く配置されていること、
を特徴とする原子炉格納容器。 - 請求項１ないし８のいずれかに記載の原子炉格納容器において、
前記沸騰水型原子炉の運転停止時に前記原子炉圧力容器内から取り出した燃料集合体を収容する燃料プールが、前記主蒸気配管貫通部から遠い側の前記原子炉格納容器の外側の上部に配置されていること、
を特徴とする原子炉格納容器。 - 少なくとも１本の主蒸気配管と少なくとも１本の給水配管とが接続された原子炉圧力容器を内包し、前記主蒸気配管が主蒸気配管貫通部で貫通し、前記給水配管が給水配管貫通部で貫通する沸騰水型原子炉の格納容器において、
前記主蒸気配管貫通部と給水配管貫通部がほぼ同一水平面内に配置されていること、
を特徴とする原子炉格納容器。
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| US4863675A (en) * | 1984-10-04 | 1989-09-05 | General Atomics | Nuclear power system |
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