JP2004085234A - 原子炉格納設備 - Google Patents
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Abstract
【課題】自然放熱型格納容器において、原子炉格納容器内部構造物を縮小することにより、原子炉格納容器の寸法を小型化し、経済的な原子炉格納容器および原子炉建屋を提供する。
【解決手段】自然放熱型格納容器において、原子炉格納容器内部構造物を縮小することにより、原子炉格納容器内に機器設備を設置エリア、使用済燃料プールとする。
【選択図】 図１
【解決手段】自然放熱型格納容器において、原子炉格納容器内部構造物を縮小することにより、原子炉格納容器内に機器設備を設置エリア、使用済燃料プールとする。
【選択図】 図１
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子力発電所プラントに係わり、原子炉格納容器内に原子炉格納容器内部構造物を内置し、原子炉格納容器内部構造物に圧力抑制プールを有し、原子炉格納容器内部構造物の外側と原子炉格納容器の内周との間のギャップに外側圧力抑制プールを設け、原子炉格納容器の内周に熱伝達面を備えた原子炉格納設備に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】
本発明に関連する従来技術を、次の公知例を引用して説明する。
【０００３】
原子炉格納容器の内周に熱伝達面を備えた原子炉格納設備については、特開平５−１７２９７９号公報に開示されているように、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器が提案されている。
【０００４】
これは、原子炉格納容器の外周部に冷却水プールを設け、炉心の崩壊熱により発生した蒸気をベント管から導いて凝縮させ、高温となった圧力抑制室から鋼製の格納容器を介して外周プールに熱を伝えることで原子炉格納容器を冷却し、想定事故後の原子炉格納容器内圧力の抑制機能の向上が成せることが述べられている。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】
上記特許公報に記載の外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器は、事故後の原子炉格納容器内圧力の抑制機能を向上させた原子炉格納容器を提供しており、原子炉格納容器および原子炉建屋の小型化、経済性を目的とはしていない。
【０００６】
ここで近年、原子力発電所施設においては、主として経済性向上の観点から原子炉建屋の縮小化が必要不可欠となっている。
【０００７】
しかし、原子炉建屋は原子炉圧力容器を格納する原子炉格納容器と、この原子炉格納容器の周囲に設けられた各種機器室等の設備から構成されており、上記の外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器では、先行ＡＢＷＲにおける原子炉格納容器の外側に、この先行ＡＢＷＲにおける原子炉格納容器を覆うようにして鋼製の原子炉格納容器が設置されるため、原子炉格納容器が先行ＡＢＷＲよりも大きくなり、原子炉建屋の縮小化の阻害要因となっていた。
【０００８】
本発明はこれに鑑みなされたもので、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器において、原子炉格納容器内部構造物を縮小することにより、原子炉格納容器の寸法を小型化し、経済的な原子炉格納容器および原子炉建屋を提供することを目的とする。
【０００９】
【課題を解決するための手段】
本発明は、原子炉格納容器内部構造物の外周と原子炉格納容器の内周との間にギャップを設け、該ギャップを外側圧力抑制プールにしてなる原子炉格納設備にあって、原子炉格納容器内部構造物は中高さ部位より上側のところに外周方向に膨出する膨出部を有することを特徴とする。
【００１０】
さらに具体的には、次のとおりである。
（１）．外側圧力抑制プールの上方に位置するギャップを機器設備設置エリアとすることを特徴とする。
（２）．原子炉格納容器内部構造物の一部を張り出し構造とすることにより、原子炉格納容器内部構造物を縮小し、原子炉格納容器と原子炉格納容器内部構造物間のギャップに使用済燃料プールを設置すること。
（３）．外側圧力抑制プールの上方に位置するギャップに原子炉格納容器内空調機設備を設置することを特徴とする。
（４）．圧力抑制プールおよび外側圧力抑制プールに蒸気凝縮促進のためのクエンチャを備えたことを特徴とする。
（５）．原子炉圧力容器内に主蒸気逃がし安全弁を設け、外側圧力抑制プールに蒸気凝縮促進のためのクエンチャを備え、主蒸気逃がし安全弁とクエンチャを排気管で連通し、この排気管は原子炉圧力容器から上部ドライウェル内を横切り、ギャップ内を縦に延在するように配管されることを特徴とする。
（６）．上部ドライウェルの底であるダイヤフラムフロアレベルを下げたことを特徴とする。
（７）．外側圧力抑制プールの上方に位置するギャップ内に置かれる機器設備と、下部ドライウェル内の設備を連絡物で連絡し、この連絡物をウェットウェル内に這わせたことを特徴とする。
【００１１】
このように本発明は、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器において、原子炉格納容器内に設置される原子炉格納容器内部構造物の一部を張り出し構造とし、原子炉格納容器内部構造物を縮小化することにより、原子炉格納容器内に機器設備設置エリアを確保することが可能となり、原子炉建屋の小型化が可能となる。
【００１２】
また、原子炉格納容器内に設置される原子炉格納容器内部構造物の一部を張り出し構造とし、原子炉格納容器内部構造物を縮小化することにより、使用済燃料プールエリアとすることが可能となり、原子炉格納容器の小型化が可能となる。また、原子炉格納容器内に設置される原子炉格納容器内部構造物の一部を張り出し構造とし、原子炉格納容器内部構造物の外側に原子炉格納容器内部構造物内に設置されている機器設備等を移設することにより、原子炉格納容器内部構造物内のアクセス性およびメンテナンス性が向上する。原子炉格納容器および原子炉建屋の小型化が可能となり、経済性の向上をはかることが可能となる。
【００１３】
【発明の実施の形態】
以下の本発明の実施例を図示に基づいて詳細に説明する。
【００１４】
図１は自然放熱型格納容器の断面図を示す。
【００１５】
原子炉格納容器１は、岩盤に設置したマット３上に設置され原子炉圧力容器４を格納する原子炉格納容器内部構造物２とこの原子炉格納容器内部構造物２の頂部に設けられる使用済燃料プール５、原子炉ウェル６、機器仮置きプール７から構成される。
【００１６】
原子炉格納容器１は内部で発生した気体に対する耐圧、耐漏洩機能を持たせ、かつコンクリートよりも熱伝導率の良い鋼製であって、原子炉格納容器１壁を側面、下面をマット３、そして上面をドーム形状とする円筒形状を有する構造で囲いになるものである。この原子炉格納容器１は原子炉包囲外側容器４０で包囲される。原子炉包囲外側容器４０は、コンクリートで形成される。
【００１７】
原子炉格納容器１の外周と原子炉包囲外側容器４０の内周との間には、ギャップ（１ｍ〜２ｍ程度）が設けられ、このギャップの下部は外周プールとなる。原子炉包囲外側容器４０は、厚さが０．５ｍ〜１．５ｍ程度で天井の頂上付近には熱や蒸気を逃がすための放出口を設けている。
【００１８】
原子炉格納容器１は、中央部の円筒状の空間に原子炉格納容器内部構造物２が設置される。この原子炉格納容器内部構造物２は内側に向かって原子炉本体基礎８が設置され、原子炉本体基礎８の頂部には、原子炉圧力容器４が据え付けられる。原子炉圧力容器４は、原子炉圧力容器４のスカートのところを介して原子炉本体基礎８に支持されている。
【００１９】
原子炉格納容器内部構造物２内はダイヤフラムフロア９および原子炉本体基礎８により上部ドライウェル１０、下部ドライウェル１１および圧力抑制室１２に区分けされており、圧力抑制室１２の側面には連通孔１３を設置し、原子炉格納容器内部構造物２の外側と内側とが連通孔１３により連通しているため、原子炉格納容器内部構造物２の外側も圧力抑制室１２となっている。
【００２０】
圧力抑制室１２は、冷却水が張られる下側位置を圧力抑制プール１４、上側位置の上部空間をウェットウェル１５とする。また原子炉格納容器内部構造物２の外側に位置するギャップの下側は圧力抑制室１２で、そこのところで冷却水が張られるところを外側圧力抑制プールとする。
【００２１】
さらに原子炉格納容器１の外周と原子炉包囲外側容器４０の内側との間のギャップが外周プールになる。
【００２２】
なお、上部ドライウェル１０下部ドライウェル１１および圧力抑制室１２は通常運転中は不活性ガス（窒素）で置換し、火災等の発生を防止できるようにしている。
【００２３】
原子炉格納容器内部構造物２の寸法（幅、高さ、体積）は次のように決定される。
【００２４】
上部ドライウェル１０は、主蒸気配管１６、給水配管１７、主蒸気逃がし安全弁１８、主蒸気隔離弁１９等が設置されており、原子炉圧力容器４や主蒸気配管１６が引き回される空間、および主蒸気配管１６に設置された主蒸気逃がし安全弁１８、主蒸気隔離弁１９のメンテナンス作業のための大きさのスペースが確保される。
【００２５】
下部ドライウェル１１は、原子炉圧力容器４の下部に設置される制御棒駆動機構２０や原子炉冷却材再循環ポンプ２１等のメンテナンス作業のための大きさのスペースが確保される。また、下部ドライウェル１１の周囲に圧力抑制室１２が配置されているので、圧力抑制室１２の高さとの整合性も考慮している。
【００２６】
また、原子炉格納容器内部構造物２は構造上の観点から径が同一の円筒形の構造となっており、上部、下部ドライウェルの形状が設定されると必然的に圧力抑制室１２の平面形状は設定される。
【００２７】
原子炉格納容器内部構造物２の外側には、原子炉格納容器内部構造物２を覆うように原子炉格納容器１が設置され、この原子炉格納容器１と原子炉格納容器内部構造物２間のギャップは上記のように圧力抑制室１２となっている。この外側の圧力抑制室１２は、原子炉格納容器内部構造物２の上部外周に設けられた仕切り床２２により上部と下部に仕切られており、この仕切り床２２の下までが圧力抑制室１２となる。また、この仕切り床２２にはラプチャディスク２３が設置されており、圧力抑制室１２の圧力が上昇した場合に圧力上昇による原子炉格納容器内部構造物２および原子炉格納容器１の破壊を防止するため、圧力を開放することができる。このギャップで形成される圧力抑制室１２は、冷却水が張られる下側のところが前述した外側圧力抑制プールになる。
【００２８】
原子炉格納容器内部構造物２の上部に設置される使用済燃料プール５および機器仮置きプール７の幅は、原子炉格納容器１の寸法への影響を考慮し、上部ドライウェル１０の寸法と整合させており、かつ機器仮置きプール７においては原子炉圧力容器内に設置されているドライヤおよびセパレータを収納できる容量を確保し、使用済燃料プール５においては燃料貯蔵スペースを確保した寸法となっている。使用済燃料プール５および機器仮置きプール７の高さについては、使用済燃料プール５により決定されており、遮蔽に必要な寸法を確保している。
【００２９】
また、原子炉格納容器１の寸法（幅、高さ、体積）は主に原子炉格納容器内部構造物２を覆うように設置されるため、原子炉格納容器内部構造物２の寸法により決定される。
【００３０】
上記圧力抑制プール１４とウェットウェル１５からなる圧力抑制室は、原子炉格納容器内部構造物２の下部位に、使用済燃料プール５や機器仮置きプール７は上部位に、上部ドライウェル１０は中部位に位置し、かつ下部ドライウェル１１は原子炉圧力容器４の下方に、原子炉ウェル６は原子炉圧力容器４の上方に位置しているのである。
【００３１】
さて、原子炉格納容器１および原子炉建屋の小型化は原子炉格納容器内部構造物２を縮小することで行われる。この小型化について述べる。
【００３２】
上部ドライウェル１０の寸法を縮小するにあたり、縮小化の阻害要因となるのは主蒸気配管のペネトレーション２４および給水配管のペネトレーション２５の設置エリアであり、それ以外のエリアでは主蒸気配管１６や給水配管１７の合理的な引き回し、および主蒸気配管１６に設置される主蒸気逃がし安全弁１８、主蒸気隔離弁１９のメンテナンス作業のためのスペースを最小化することにより、原子炉格納容器内部構造物２の縮小化が可能となる。したがって、上部ドライウェル１０において、主蒸気配管のペネトレーション２４および給水配管のペネトレーション２５の設置エリア以外を縮小化する、つまりは原子炉格納容器内部構造物２の一部を張り出し構造とすることが可能となる。すなわち、上部ドライウェル１０より上側には、ペネトレーション２４および給水配管のペネトレーション２５の設置エリアが図１１に示すように膨出するように膨出部を設けた。他のところは径が小さくなるように縮小化したのである。具体的には原子炉格納容器内部構造物２の外径が２５ｍで、従来が２９ｍであるので４ｍ縮小したことになる。因みに従来の原子炉格納容器１は外径が４０ｍ、丈（高さ）が６０〜７０ｍであるので、同じ丈にしたときには本発明にあっては外径を４０ｍより小さく出来、外径を従来のものと同じにしたときは丈を低くすることができるのである。
【００３３】
また使用済燃料プール５のところも膨出するように膨出部を設けている。使用済燃料プール５、機器仮置きプール７および原子炉ウェル６は、上から見ると図１２に示すような形状を有している。
【００３４】
また、従来の原子炉建屋では、上部ドライウェル１０を形成する構造物が原子炉格納容器を兼ねた構造となっていたため、耐圧、耐漏洩機能等の構造上の制限がきびしく設定されていたが、本発明の外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器を用いることにより、上部ドライウェル１０および下部ドライウェル１１、圧力抑制プール１２、使用済燃料プール５、機器仮置きプール７等を構成する構造物が原子炉格納容器内部構造物２となるため、耐圧、耐漏洩機能等の構造上の制限において自由度が高くなることから、本発明のように原子炉格納容器内部構造物２の一部が張り出した構造を構成することが可能となる。
【００３５】
次に図２に示す実施例について述べる。
【００３６】
原子炉格納容器内部構造物２の一部を張り出し構造として原子炉格納容器内部構造物２を縮小し、原子炉格納容器１と原子炉格納容器内部構造物２間のギャップを機器設備設置エリア２６として使用することが可能となる。
【００３７】
ここでは、原子炉格納容器１と原子炉格納容器内部構造物２間のギャップ部を従来原子炉建屋内に設置されている制御棒駆動水ユニット等の設置エリアとして使用する場合について説明する。この場合、原子炉格納容器１と原子炉格納容器内部構造物２間のギャップ部は上記のように通常運転時に不活性ガス（窒素）で置換されている圧力抑制室１２となっているため、通常のプラント運転時には作業員の出入りが不可となっている。
【００３８】
原子炉建屋内の機器設備設置エリアとするためには、機器設備等の操作、搬出入およびメンテナンス等の作業をする必要があるため、プラント運転時にもそのエリアに作業員が出入りできるエリアとする必要がある。そこで、原子炉格納容器上部に設置されているラプチャディスク２３が備わった仕切り床２２の設置レベルを下げることにより、原子炉格納容器１と原子炉格納容器内部構造物２間のギャップ部は圧力抑制室１２ではなくなるため、原子炉建屋内の機器設備設置エリアを設けることが可能となる。また、このラプチャディスク２３か備わった仕切り床２２は原子炉建屋内の機器設備の設置床面として使用することができる。
【００３９】
上記のように、原子炉建屋内の機器設備を原子炉格納容器１内に設置することで、原子炉建屋の縮小が可能となる。また、原子炉格納容器１内に原子炉建屋内の機器設備を設置することにより、制御棒駆動機構２０等へ連絡する配管、ケーブル等の連絡物ルートを短縮した合理的な連絡物のルーティングが可能となる。
【００４０】
次に図３に示す実施例について述べる。
【００４１】
原子炉格納容器内部構造物２の一部を張り出し構造として原子炉格納容器内部構造物２を縮小し、原子炉格納容器１内の上部に設置されているラプチャディスク２３が備わった仕切り床２２の設置レベルを下げ、原子炉格納容器１と原子炉格納容器内部構造物２間のギャップ部を使用済燃料プール５の一部として使用する。この実施例では原子炉格納容器１の丈が従来のものに比べ、４〜５ｍ低く出来た。
【００４２】
これにより、使用済燃料プール５内に段部２７を設置することが可能となり、この段部２７に図示しない燃料貯蔵ラックを設置することにより、燃料貯蔵ラックまで燃料を移送する際の遮へい水深を確保することが可能となるため、使用済燃料プール高さを低減することができる。したがって、原子炉格納容器内部構造物２の高さの低減が可能になるとともに、原子炉格納容器１の小型化が可能となる。
【００４３】
次に図４に示す実施例について述べる。
【００４４】
図４に示すように、原子炉格納容器内部構造物２を張り出し構造とせずに、原子炉格納容器内部構造物２の使用済燃料プール５の下にあたる上部ドライウェル１０を縮小し、段部２７を設置するエリアを確保することで、使用済燃料プール５の高さを低減し、原子炉格納容器１を小型化することも可能となる。
【００４５】
次に図５に示す実施例について述べる。
【００４６】
原子炉格納容器内部構造物２内に設置される大型の機器として、原子炉格納容器内空調機器設備２８があげられる。原子炉格納容器内部構造物２の一部を張り出し構造として原子炉格納容器内部構造物２を縮小し、原子炉格納容器１と原子炉格納容器内部構造物２間のギャップ部に原子炉格納容器内空調機器設備２８の設置スペースを設け、原子炉格納容器内部構造物２内に設置されている原子炉格納容器内空調機器設備２８の設置エリアとして使用する。
【００４７】
原子炉格納容器内部構造物２の外側に移設した原子炉格納容器内空調機器設備２８は、上部ドライウェルにペネトレーション３０を設置し、上部ドライウェルと原子炉格納容器内空調機器設備２８をダクトにて接続することにより従来と同等の機能を果たすことが可能となる。
【００４８】
このように、原子炉格納容器内空調機器設備２８を原子炉格納容器内部構造物２の外側に移設することにより、原子炉格納容器内部構造物２内の空間利用の自由度が増加し、原子炉格納容器内部構造物２内のアクセス性、メンテナンス性が向上する。
【００４９】
次に図６および図７に示す実施例について述べる。
【００５０】
図６は縦断面を、図７は平面を示している。
【００５１】
原子炉格納容器内部構造物２内には、主蒸気逃がし安全弁１８が設置されている。主蒸気逃がし安全弁１８はすべての原子炉運転状態において、原子炉圧力容器４のピーク圧力を抑制するために設置されているもので、外部信号による強制開放もしくは蒸気圧高による自動開放により、原子炉圧力容器４内の蒸気を圧力抑制室１２に放出する。
【００５２】
そのため、この主蒸気逃がし安全弁１８からは蒸気を圧力抑制室１２へ直接導くための排気管２９が設置され、排気管２９の下端は圧力抑制プール１４の水中に設置される蒸気凝縮促進のためのクエンチャ３０に接続されている。
【００５３】
圧力抑制プール１４の水中にはクエンチャ３０と圧力抑制プール１４水を水源とするポンプ等へ接続される配管の吸い込みノズル３３が設置される。クエンチャ３０は主蒸気逃がし安全弁１８に接続されているため、主蒸気逃がし安全弁１８の数と同数設置され、圧力抑制プール１４水中に配置する際には圧力抑制プール１４水を水源とするポンプ等へ接続される配管の吸い込みノズル３３とクエンチャ３０の気泡影響範囲３４が干渉しないようにして配置している。
【００５４】
吸い込みノズル３３と気泡影響範囲３４が干渉すると、吸い込みノズル３３からクエンチャ３０から放出される気泡を吸い込むことにより、ポンプの送水管内において流速の急激な変化による管内圧力の上昇および降下が発生し、ポンプの性能低下および損傷等の影響を及ぼす可能性がある。
【００５５】
ここで、図７に示すように、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器を用いることで、圧力抑制室１２エリアが拡大され、それに伴ない圧力抑制プール１４が原子炉格納容器内部構造物２内から連通孔１３を介して原子炉格納容器内部構造物２の外側へと拡大されることから、この原子炉格納容器内部構造物２の外側の圧力抑制プールもクエンチャ３０の設置エリアとして利用することができる。また、原子炉格納容器内部構造物２の一部を張り出し構造として原子炉格納容器内部構造物２を縮小し、原子炉格納容器１と原子炉格納容器内部構造物２間のギャップ部が拡大することから、クエンチャ３０を原子炉格納容器内部構造物２下部の圧力抑制プール１４内と原子炉格納容器内部構造物２と原子炉格納容器１間の圧力抑制プール１４内に分割して設置することが可能となる。
【００５６】
したがって、原子炉格納容器内部構造物２の外側の圧力抑制プール１４内にもクエンチャ３０を配置することにより、原子炉格納容器内部構造物２内の空間利用の自由度が増加し、原子炉格納容器内部構造物２内のアクセス性、メンテナンス性が向上する。さらに、原子炉格納容器内部構造物２内の圧力抑制プール１４内に設置するクエンチャ３０については、上記のような吸い込みノズル３３と気泡影響範囲３４との干渉といった条件制限を受けることなくクエンチャ３０の配置が可能となる。
【００５７】
次に図８に示す実施例について述べる。
【００５８】
原子炉格納容器内部構造物２には、主蒸気逃がし安全弁１８とクエンチャ３０を接続する排気管２９が設置され、この排気管２９は、原子炉格納容器内部構造物２内において、上部ドライウェルおよび原子炉格納容器内部構造物２内の圧力抑制室１２を経由したルーティングとなっている。
【００５９】
原子炉格納容器内部構造物２の外側の圧力抑制プール１４内に設置されるクエンチャ３０に接続する排気管２９を原子炉格納容器内部構造物２内の圧力抑制室１２を経由せずに、原子炉格納容器１と原子炉格納容器内部構造物２間のギャップを使用して、上部ドライウェル１０から直接原子炉格納容器内部構造物２の外側へルーティングしている。すなわち、前記主蒸気逃がし安全弁１８とクエンチャ３０を排気管２９で連通し、排気管２９は前記原子炉圧力容器から前記上部ドライウェル内を横切り、ギャップ内を縦に延在するように配管されることにより、原子炉格納容器内部構造物２内の空間利用の自由度が増加し、原子炉格納容器内部構造物２内のアクセス性、メンテナンス性が向上する。
【００６０】
次に図９に示す実施例について述べる。
【００６１】
上記のように、原子炉格納容器内部構造物２の一部を張り出し構造として原子炉格納容器内部構造物２を縮小することで、原子炉格納容器内部構造物２の径が縮小するため、ドライウェル１０の側面に設置されるペネトレーション３１の設置エリアが従来よりも狭くなる。そのため、原子炉格納容器内部構造物２のペネトレーション計画について配慮する必要がある。
【００６２】
ここで、原子炉格納容器内部構造物２の形状設計について説明する。
【００６３】
原子炉格納容器１の形状設定にあたっては、原子炉圧力容器１に接続する配管が万一破断し、高温高圧蒸気が原子炉格納容器１内へ噴出する冷却材損失事故（ＬＯＣＡ）時に次の事項を想定する。ＬＯＣＡ時にはまず、高温高圧蒸気が上部・下部ドライウェル内に噴出して充満し、これらドライウェル１０内に充填されていた窒素を同伴してベント管３２経由で圧力抑制プール１４水中に放出される。ここで蒸気は凝縮されプール水温は上昇し、不凝縮性気体の窒素はウェットウェル１５内に蓄積され、ウェットウェル１５の圧力は上昇する。このようにＬＯＣＡ時に原子炉圧力容器１内の冷却材の熱と圧力を、動的機器を使用せずに原子炉格納容器内中で緩和させて抑制し、もって原子力発電所全体の健全性を維持するよう設計される。
【００６４】
上記の理由より、上部および下部ドライウェルの体積は、ＬＯＣＡ時の初期圧力上昇の緩和のため確保され、ドライウェル１０体積よりウェットウェル１５体積は決定される。すなわちドライウェル１０体積が増加すると比例してウェットウェル１５体積を増加させる必要がある。
【００６５】
前述したように外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器を採用することにより、原子炉格納容器内部構造物２の外側が圧力抑制室となるため、必然的にウェットウェル１５エリアが増加する。したがって、ドライウェル１０体積に対してウェットウェル１５体積が十分大きくなるため、ドライウェル１０体積を増加させることが可能となる。
【００６６】
原子炉格納容器内部構造物２内のダイヤフラムフロア９のレベルを下げた構造とすることより、ドライウェル１０体積が増加するが上記により対応可能であり、また、上部ドライウェル高さの増加により従来と同等のペネトレーション３１の設置エリアを確保することが可能となる。
【００６７】
なお、ダイヤフラムフロア９の高さ位置は、圧力抑制室１２または圧力抑制プールの底から原子炉格納容器内部構造物の高さの１／２から１／３程度の範囲となる。
【００６８】
すなわち、ダイヤフラムフロア９の高さ位置は、原子炉格納容器内部構造物２内を上部ドライウェル１０と圧力抑制室１２に区画するため、上部ドライウェル１０が必要とする高さによって決まる傾向がある。上部ドライウェル１０は主蒸気配管１６や給水配管１７、その他空調機等を設置するスペースの確保および主蒸気配管１６や給水配管１７に取り付けられる弁の引き抜きないし分解作業のスペースを確保する上で必要がある。また事故等の初期圧力上昇緩和のために十分な容積を確保しなければならない。原子力プラントの出力により異なるが、上部ドライウェルの高さは約５ｍ〜１５ｍ程度である。圧力抑制室は、下部ドライウェルの容積によって決まる。圧力抑制室の高さは１０ｍ〜３０ｍ程度となる。
【００６９】
さらに原子炉格納容器内部構造物２の上部ドライウェル１０より上側は、使用済燃料プール５や機器仮置きプール７が設置される。各プール高さは内臓する燃料（機器）高さと水遮蔽に必要な寸法により決定される。高さは約５ｍ〜１５ｍ程度である。
【００７０】
このような種々の条件により、上記の１／２から１／３の範囲になるのである。
【００７１】
さらに、上部ドライウェル高さの増加により、上部ドライウェル１０内の空間に余裕ができるため、主蒸気配管１６および給水配管１７のペネトレーション設置レベルを下げることが可能となる。これにより、ドライウェル上部の空間に余裕ができ、主蒸気逃がし安全弁１８の搬出入スペースおよびメンテナンススペース、主蒸気隔離弁１９の引抜きスペース等が十分に確保できるため、プラントのメンテナンス性が向上する。さらに、プラント出力の増加に伴なう主蒸気逃がし安全弁１８および主蒸気隔離弁１９の大型化に大しても対応が可能となる。
【００７２】
次に図１０に示す実施例について述べる。
【００７３】
原子炉建屋においては、下部ドライウェル１１と原子炉格納容器１外部を接続するアクセストンネル３５が２本設置されている。１本は下部ドライウェル１１に設置されている制御棒駆動機構２０や原子炉冷却材再循環ポンプ２１をメンテナンスするために原子炉格納容器１外部へ搬出入するためのトンネルであり、もう１本は、人員が下部ドライウェル１１へアクセスするためのトンネルとなっている。
【００７４】
また、下部ドライウェル１１と原子炉格納容器１外部に設置される機器設備とを結ぶ連絡物３６は、このアクセストンネルを経由して引き回されている。そのため、アクセストンネル３５の寸法は制御棒駆動機構２０や原子炉冷却材再循環ポンプ２１を搬出入するためのスペースおよび人員のアクセススペースの他に、上記の下部ドライウェル１１と原子炉格納容器１外部に設置される機器設備とを結ぶ連絡物３６を引き回すためのスペースを確保した寸法となっている。また、連絡物３６の原子炉格納容器１の貫通部は耐圧、耐漏洩機能を要求されペネトレーション３１と呼ばれる強固な貫通構造となっている。
【００７５】
ここで従来の原子炉建屋では上部ドライウェル１０を形成する構造物が原子炉格納容器を兼ねた構造となっていたため、耐圧、耐漏洩機能等の構造上の制限がきびしく設定されていたが、今回の外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器を用いることにより、上部ドライウェル１０および下部ドライウェル１１、圧力抑制プール１２、使用済燃料プール５、機器仮置きプール７等を構成する構造物が原子炉格納容器内部構造物２となるため、耐圧、耐漏洩機能等の構造上の制限において自由度が高くなることから、下部ドライウェル１１と原子炉格納容器１外部に設置される機器設備とを結ぶ連絡物３６をアクセストンネル３５を経由せずに直接原子炉格納容器内部構造物２下部のウェットウェル領域を経由して引き回すことが可能となる。つまり、外側圧力抑制プールの上方に位置するギャップ内に置かれる機器設備と、下部ドライウェル１１内の設備を連絡物３６で連絡し、該連絡物３６をウェットウェル１５内に這わせるようにしているのである。
【００７６】
これにより、下部ドライウェル１１と原子炉格納容器１外部に設置される機器設備とを結ぶ連絡物３６はアクセストンネル３５を経由させる必要がなくなるため、アクセストンネル３５の寸法は機器の搬出入スペースおよび人員のアクセススペースを確保した必要最小寸法にすることが可能となり、経済性が向上する。また、下部ドライウェル１１と原子炉格納容器１外部に設置される機器設備とを結ぶ連絡物３６を直接原子炉格納容器内部構造物２下部のウェットウェル領域を経由して引き回すことにより、連絡物３６の長さを短くすることが可能となる。
【００７７】
さらに、図２で説明したように、原子炉格納容器１外部に設置されている機器設備を原子炉格納容器内部構造物２と原子炉格納容器１間のギャップスペースを利用して原子炉格納容器１内に設置することにより、さらに連絡物３６の長さを短くすることができる。以上により、プラントの経済性向上をはかることが可能となる。
【００７８】
【発明の効果】
以上説明してきたように、本発明によれば外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器において、格納容器内部構造物を縮小することにより原子炉格納容器の小型化および原子炉建屋の小型化が可能となり、原子炉建屋の経済性向上をはかることができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の実施例に係わるもので、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器における原子炉格納容器内部構造物の一部が張り出し構造を備えた格納容器の一例を示す断面図である。
【図２】本発明の他の実施例に係わるもので、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器において原子炉格納容器内部構造物の一部が張り出し構造を備えており、原子炉格納容器内部構造物の外側に機器設備を設置した一例を示す断面図である。
【図３】本発明の他の実施例に係わるもので、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器において原子炉格納容器内部構造物の一部が張り出し構造を備えており、原子炉格納容器内部構造物の外側に使用済燃料プールの段部を設置した一例を示す断面図である。
【図４】本発明の他の実施例に係わるもので、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器における原子炉格納容器内部構造物内に使用済燃料プールの段部の設置エリアを設けた一例を示す断面図である。
【図５】本発明の他の実施例に係わるもので、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器において原子炉格納容器内部構造物の一部が張り出し構造を備えており、原子炉格納容器内部構造物の外側に原子炉格納容器内空調機設備を設置した一例を示す断面図である。
【図６】本発明の他の実施例に係わるもので、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器において原子炉格納容器内部構造物の一部が張り出し構造を備えており、クエンチャを原子炉格納容器内部構造物下部の圧力抑制プール内と原子炉格納容器内部構造物と原子炉格納容器間の圧力抑制プール内に分割して設置した一例を示す断面図である。
【図７】本発明の図７に示す実施例の平面図である。
【図８】本発明の他の実施例に係わるもので、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器において原子炉格納容器内部構造物の一部が張り出し構造を備えており、原子炉格納容器内部構造物の外側に主蒸気逃がし安全弁からの排気管を配置した一例を示す断面図である。
【図９】本発明の他の実施例に係わるもので、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器において原子炉格納容器内部構造物の一部が張り出し構造を備えており、原子炉格納容器内部構造物内のダイヤフラムフロアレベル、主蒸気配管および給水配管のペネトレーション設置レベルを下げた構造の一例を示す断面図である。
【図１０】本発明の他の実施例に係わるもので、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器において原子炉格納容器内部構造物の一部が張り出し構造を備えており、原子炉格納容器と原子炉格納容器内部構造物のギャップ間に設置する機器と下部ドライウェルとを連絡する設備を原子炉格納容器内部構造物下部のウェットウェル領域を経由して接続した一例を示す断面図である。
【図１１】図１のＡ−Ａ断面図である。
【図１２】図１のＢ−Ｂ断面図である。
【符号の説明】
１…原子炉格納容器、２…原子炉格納容器内部構造物、３…マット、４…原子炉圧力容器、５…使用済燃料プール、６…原子炉ウェル、７…機器仮置きプール、８…原子炉本体基礎、９…ダイヤフラムフロア、１０…上部ドライウェル、１１…下部ドライウェル、１２…圧力抑制室、１３…連通孔、１４…圧力抑制プール、１５…ウェットウェル、１６…主蒸気配管、１７…給水配管、１８…主蒸気逃がし安全弁、１９…主蒸気隔離弁、２０…制御棒駆動機構、２１…原子炉冷却材再循環ポンプ、２２…仕切り床、２３…ラプチャディスク、２４…主蒸気配管ペネトレーション、２５…給水配管ペネトレーション、２６…機器設備設置エリア、２７…段部、２８…原子炉格納容器内空調機設備、２９…排気管、３０…クエンチャ、３１…ペネトレーション、３２…ベント管、３３…吸い込みノズル、３４…気泡影響範囲、３５…アクセストンネル、３６…連絡物。
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子力発電所プラントに係わり、原子炉格納容器内に原子炉格納容器内部構造物を内置し、原子炉格納容器内部構造物に圧力抑制プールを有し、原子炉格納容器内部構造物の外側と原子炉格納容器の内周との間のギャップに外側圧力抑制プールを設け、原子炉格納容器の内周に熱伝達面を備えた原子炉格納設備に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】
本発明に関連する従来技術を、次の公知例を引用して説明する。
【０００３】
原子炉格納容器の内周に熱伝達面を備えた原子炉格納設備については、特開平５−１７２９７９号公報に開示されているように、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器が提案されている。
【０００４】
これは、原子炉格納容器の外周部に冷却水プールを設け、炉心の崩壊熱により発生した蒸気をベント管から導いて凝縮させ、高温となった圧力抑制室から鋼製の格納容器を介して外周プールに熱を伝えることで原子炉格納容器を冷却し、想定事故後の原子炉格納容器内圧力の抑制機能の向上が成せることが述べられている。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】
上記特許公報に記載の外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器は、事故後の原子炉格納容器内圧力の抑制機能を向上させた原子炉格納容器を提供しており、原子炉格納容器および原子炉建屋の小型化、経済性を目的とはしていない。
【０００６】
ここで近年、原子力発電所施設においては、主として経済性向上の観点から原子炉建屋の縮小化が必要不可欠となっている。
【０００７】
しかし、原子炉建屋は原子炉圧力容器を格納する原子炉格納容器と、この原子炉格納容器の周囲に設けられた各種機器室等の設備から構成されており、上記の外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器では、先行ＡＢＷＲにおける原子炉格納容器の外側に、この先行ＡＢＷＲにおける原子炉格納容器を覆うようにして鋼製の原子炉格納容器が設置されるため、原子炉格納容器が先行ＡＢＷＲよりも大きくなり、原子炉建屋の縮小化の阻害要因となっていた。
【０００８】
本発明はこれに鑑みなされたもので、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器において、原子炉格納容器内部構造物を縮小することにより、原子炉格納容器の寸法を小型化し、経済的な原子炉格納容器および原子炉建屋を提供することを目的とする。
【０００９】
【課題を解決するための手段】
本発明は、原子炉格納容器内部構造物の外周と原子炉格納容器の内周との間にギャップを設け、該ギャップを外側圧力抑制プールにしてなる原子炉格納設備にあって、原子炉格納容器内部構造物は中高さ部位より上側のところに外周方向に膨出する膨出部を有することを特徴とする。
【００１０】
さらに具体的には、次のとおりである。
（１）．外側圧力抑制プールの上方に位置するギャップを機器設備設置エリアとすることを特徴とする。
（２）．原子炉格納容器内部構造物の一部を張り出し構造とすることにより、原子炉格納容器内部構造物を縮小し、原子炉格納容器と原子炉格納容器内部構造物間のギャップに使用済燃料プールを設置すること。
（３）．外側圧力抑制プールの上方に位置するギャップに原子炉格納容器内空調機設備を設置することを特徴とする。
（４）．圧力抑制プールおよび外側圧力抑制プールに蒸気凝縮促進のためのクエンチャを備えたことを特徴とする。
（５）．原子炉圧力容器内に主蒸気逃がし安全弁を設け、外側圧力抑制プールに蒸気凝縮促進のためのクエンチャを備え、主蒸気逃がし安全弁とクエンチャを排気管で連通し、この排気管は原子炉圧力容器から上部ドライウェル内を横切り、ギャップ内を縦に延在するように配管されることを特徴とする。
（６）．上部ドライウェルの底であるダイヤフラムフロアレベルを下げたことを特徴とする。
（７）．外側圧力抑制プールの上方に位置するギャップ内に置かれる機器設備と、下部ドライウェル内の設備を連絡物で連絡し、この連絡物をウェットウェル内に這わせたことを特徴とする。
【００１１】
このように本発明は、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器において、原子炉格納容器内に設置される原子炉格納容器内部構造物の一部を張り出し構造とし、原子炉格納容器内部構造物を縮小化することにより、原子炉格納容器内に機器設備設置エリアを確保することが可能となり、原子炉建屋の小型化が可能となる。
【００１２】
また、原子炉格納容器内に設置される原子炉格納容器内部構造物の一部を張り出し構造とし、原子炉格納容器内部構造物を縮小化することにより、使用済燃料プールエリアとすることが可能となり、原子炉格納容器の小型化が可能となる。また、原子炉格納容器内に設置される原子炉格納容器内部構造物の一部を張り出し構造とし、原子炉格納容器内部構造物の外側に原子炉格納容器内部構造物内に設置されている機器設備等を移設することにより、原子炉格納容器内部構造物内のアクセス性およびメンテナンス性が向上する。原子炉格納容器および原子炉建屋の小型化が可能となり、経済性の向上をはかることが可能となる。
【００１３】
【発明の実施の形態】
以下の本発明の実施例を図示に基づいて詳細に説明する。
【００１４】
図１は自然放熱型格納容器の断面図を示す。
【００１５】
原子炉格納容器１は、岩盤に設置したマット３上に設置され原子炉圧力容器４を格納する原子炉格納容器内部構造物２とこの原子炉格納容器内部構造物２の頂部に設けられる使用済燃料プール５、原子炉ウェル６、機器仮置きプール７から構成される。
【００１６】
原子炉格納容器１は内部で発生した気体に対する耐圧、耐漏洩機能を持たせ、かつコンクリートよりも熱伝導率の良い鋼製であって、原子炉格納容器１壁を側面、下面をマット３、そして上面をドーム形状とする円筒形状を有する構造で囲いになるものである。この原子炉格納容器１は原子炉包囲外側容器４０で包囲される。原子炉包囲外側容器４０は、コンクリートで形成される。
【００１７】
原子炉格納容器１の外周と原子炉包囲外側容器４０の内周との間には、ギャップ（１ｍ〜２ｍ程度）が設けられ、このギャップの下部は外周プールとなる。原子炉包囲外側容器４０は、厚さが０．５ｍ〜１．５ｍ程度で天井の頂上付近には熱や蒸気を逃がすための放出口を設けている。
【００１８】
原子炉格納容器１は、中央部の円筒状の空間に原子炉格納容器内部構造物２が設置される。この原子炉格納容器内部構造物２は内側に向かって原子炉本体基礎８が設置され、原子炉本体基礎８の頂部には、原子炉圧力容器４が据え付けられる。原子炉圧力容器４は、原子炉圧力容器４のスカートのところを介して原子炉本体基礎８に支持されている。
【００１９】
原子炉格納容器内部構造物２内はダイヤフラムフロア９および原子炉本体基礎８により上部ドライウェル１０、下部ドライウェル１１および圧力抑制室１２に区分けされており、圧力抑制室１２の側面には連通孔１３を設置し、原子炉格納容器内部構造物２の外側と内側とが連通孔１３により連通しているため、原子炉格納容器内部構造物２の外側も圧力抑制室１２となっている。
【００２０】
圧力抑制室１２は、冷却水が張られる下側位置を圧力抑制プール１４、上側位置の上部空間をウェットウェル１５とする。また原子炉格納容器内部構造物２の外側に位置するギャップの下側は圧力抑制室１２で、そこのところで冷却水が張られるところを外側圧力抑制プールとする。
【００２１】
さらに原子炉格納容器１の外周と原子炉包囲外側容器４０の内側との間のギャップが外周プールになる。
【００２２】
なお、上部ドライウェル１０下部ドライウェル１１および圧力抑制室１２は通常運転中は不活性ガス（窒素）で置換し、火災等の発生を防止できるようにしている。
【００２３】
原子炉格納容器内部構造物２の寸法（幅、高さ、体積）は次のように決定される。
【００２４】
上部ドライウェル１０は、主蒸気配管１６、給水配管１７、主蒸気逃がし安全弁１８、主蒸気隔離弁１９等が設置されており、原子炉圧力容器４や主蒸気配管１６が引き回される空間、および主蒸気配管１６に設置された主蒸気逃がし安全弁１８、主蒸気隔離弁１９のメンテナンス作業のための大きさのスペースが確保される。
【００２５】
下部ドライウェル１１は、原子炉圧力容器４の下部に設置される制御棒駆動機構２０や原子炉冷却材再循環ポンプ２１等のメンテナンス作業のための大きさのスペースが確保される。また、下部ドライウェル１１の周囲に圧力抑制室１２が配置されているので、圧力抑制室１２の高さとの整合性も考慮している。
【００２６】
また、原子炉格納容器内部構造物２は構造上の観点から径が同一の円筒形の構造となっており、上部、下部ドライウェルの形状が設定されると必然的に圧力抑制室１２の平面形状は設定される。
【００２７】
原子炉格納容器内部構造物２の外側には、原子炉格納容器内部構造物２を覆うように原子炉格納容器１が設置され、この原子炉格納容器１と原子炉格納容器内部構造物２間のギャップは上記のように圧力抑制室１２となっている。この外側の圧力抑制室１２は、原子炉格納容器内部構造物２の上部外周に設けられた仕切り床２２により上部と下部に仕切られており、この仕切り床２２の下までが圧力抑制室１２となる。また、この仕切り床２２にはラプチャディスク２３が設置されており、圧力抑制室１２の圧力が上昇した場合に圧力上昇による原子炉格納容器内部構造物２および原子炉格納容器１の破壊を防止するため、圧力を開放することができる。このギャップで形成される圧力抑制室１２は、冷却水が張られる下側のところが前述した外側圧力抑制プールになる。
【００２８】
原子炉格納容器内部構造物２の上部に設置される使用済燃料プール５および機器仮置きプール７の幅は、原子炉格納容器１の寸法への影響を考慮し、上部ドライウェル１０の寸法と整合させており、かつ機器仮置きプール７においては原子炉圧力容器内に設置されているドライヤおよびセパレータを収納できる容量を確保し、使用済燃料プール５においては燃料貯蔵スペースを確保した寸法となっている。使用済燃料プール５および機器仮置きプール７の高さについては、使用済燃料プール５により決定されており、遮蔽に必要な寸法を確保している。
【００２９】
また、原子炉格納容器１の寸法（幅、高さ、体積）は主に原子炉格納容器内部構造物２を覆うように設置されるため、原子炉格納容器内部構造物２の寸法により決定される。
【００３０】
上記圧力抑制プール１４とウェットウェル１５からなる圧力抑制室は、原子炉格納容器内部構造物２の下部位に、使用済燃料プール５や機器仮置きプール７は上部位に、上部ドライウェル１０は中部位に位置し、かつ下部ドライウェル１１は原子炉圧力容器４の下方に、原子炉ウェル６は原子炉圧力容器４の上方に位置しているのである。
【００３１】
さて、原子炉格納容器１および原子炉建屋の小型化は原子炉格納容器内部構造物２を縮小することで行われる。この小型化について述べる。
【００３２】
上部ドライウェル１０の寸法を縮小するにあたり、縮小化の阻害要因となるのは主蒸気配管のペネトレーション２４および給水配管のペネトレーション２５の設置エリアであり、それ以外のエリアでは主蒸気配管１６や給水配管１７の合理的な引き回し、および主蒸気配管１６に設置される主蒸気逃がし安全弁１８、主蒸気隔離弁１９のメンテナンス作業のためのスペースを最小化することにより、原子炉格納容器内部構造物２の縮小化が可能となる。したがって、上部ドライウェル１０において、主蒸気配管のペネトレーション２４および給水配管のペネトレーション２５の設置エリア以外を縮小化する、つまりは原子炉格納容器内部構造物２の一部を張り出し構造とすることが可能となる。すなわち、上部ドライウェル１０より上側には、ペネトレーション２４および給水配管のペネトレーション２５の設置エリアが図１１に示すように膨出するように膨出部を設けた。他のところは径が小さくなるように縮小化したのである。具体的には原子炉格納容器内部構造物２の外径が２５ｍで、従来が２９ｍであるので４ｍ縮小したことになる。因みに従来の原子炉格納容器１は外径が４０ｍ、丈（高さ）が６０〜７０ｍであるので、同じ丈にしたときには本発明にあっては外径を４０ｍより小さく出来、外径を従来のものと同じにしたときは丈を低くすることができるのである。
【００３３】
また使用済燃料プール５のところも膨出するように膨出部を設けている。使用済燃料プール５、機器仮置きプール７および原子炉ウェル６は、上から見ると図１２に示すような形状を有している。
【００３４】
また、従来の原子炉建屋では、上部ドライウェル１０を形成する構造物が原子炉格納容器を兼ねた構造となっていたため、耐圧、耐漏洩機能等の構造上の制限がきびしく設定されていたが、本発明の外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器を用いることにより、上部ドライウェル１０および下部ドライウェル１１、圧力抑制プール１２、使用済燃料プール５、機器仮置きプール７等を構成する構造物が原子炉格納容器内部構造物２となるため、耐圧、耐漏洩機能等の構造上の制限において自由度が高くなることから、本発明のように原子炉格納容器内部構造物２の一部が張り出した構造を構成することが可能となる。
【００３５】
次に図２に示す実施例について述べる。
【００３６】
原子炉格納容器内部構造物２の一部を張り出し構造として原子炉格納容器内部構造物２を縮小し、原子炉格納容器１と原子炉格納容器内部構造物２間のギャップを機器設備設置エリア２６として使用することが可能となる。
【００３７】
ここでは、原子炉格納容器１と原子炉格納容器内部構造物２間のギャップ部を従来原子炉建屋内に設置されている制御棒駆動水ユニット等の設置エリアとして使用する場合について説明する。この場合、原子炉格納容器１と原子炉格納容器内部構造物２間のギャップ部は上記のように通常運転時に不活性ガス（窒素）で置換されている圧力抑制室１２となっているため、通常のプラント運転時には作業員の出入りが不可となっている。
【００３８】
原子炉建屋内の機器設備設置エリアとするためには、機器設備等の操作、搬出入およびメンテナンス等の作業をする必要があるため、プラント運転時にもそのエリアに作業員が出入りできるエリアとする必要がある。そこで、原子炉格納容器上部に設置されているラプチャディスク２３が備わった仕切り床２２の設置レベルを下げることにより、原子炉格納容器１と原子炉格納容器内部構造物２間のギャップ部は圧力抑制室１２ではなくなるため、原子炉建屋内の機器設備設置エリアを設けることが可能となる。また、このラプチャディスク２３か備わった仕切り床２２は原子炉建屋内の機器設備の設置床面として使用することができる。
【００３９】
上記のように、原子炉建屋内の機器設備を原子炉格納容器１内に設置することで、原子炉建屋の縮小が可能となる。また、原子炉格納容器１内に原子炉建屋内の機器設備を設置することにより、制御棒駆動機構２０等へ連絡する配管、ケーブル等の連絡物ルートを短縮した合理的な連絡物のルーティングが可能となる。
【００４０】
次に図３に示す実施例について述べる。
【００４１】
原子炉格納容器内部構造物２の一部を張り出し構造として原子炉格納容器内部構造物２を縮小し、原子炉格納容器１内の上部に設置されているラプチャディスク２３が備わった仕切り床２２の設置レベルを下げ、原子炉格納容器１と原子炉格納容器内部構造物２間のギャップ部を使用済燃料プール５の一部として使用する。この実施例では原子炉格納容器１の丈が従来のものに比べ、４〜５ｍ低く出来た。
【００４２】
これにより、使用済燃料プール５内に段部２７を設置することが可能となり、この段部２７に図示しない燃料貯蔵ラックを設置することにより、燃料貯蔵ラックまで燃料を移送する際の遮へい水深を確保することが可能となるため、使用済燃料プール高さを低減することができる。したがって、原子炉格納容器内部構造物２の高さの低減が可能になるとともに、原子炉格納容器１の小型化が可能となる。
【００４３】
次に図４に示す実施例について述べる。
【００４４】
図４に示すように、原子炉格納容器内部構造物２を張り出し構造とせずに、原子炉格納容器内部構造物２の使用済燃料プール５の下にあたる上部ドライウェル１０を縮小し、段部２７を設置するエリアを確保することで、使用済燃料プール５の高さを低減し、原子炉格納容器１を小型化することも可能となる。
【００４５】
次に図５に示す実施例について述べる。
【００４６】
原子炉格納容器内部構造物２内に設置される大型の機器として、原子炉格納容器内空調機器設備２８があげられる。原子炉格納容器内部構造物２の一部を張り出し構造として原子炉格納容器内部構造物２を縮小し、原子炉格納容器１と原子炉格納容器内部構造物２間のギャップ部に原子炉格納容器内空調機器設備２８の設置スペースを設け、原子炉格納容器内部構造物２内に設置されている原子炉格納容器内空調機器設備２８の設置エリアとして使用する。
【００４７】
原子炉格納容器内部構造物２の外側に移設した原子炉格納容器内空調機器設備２８は、上部ドライウェルにペネトレーション３０を設置し、上部ドライウェルと原子炉格納容器内空調機器設備２８をダクトにて接続することにより従来と同等の機能を果たすことが可能となる。
【００４８】
このように、原子炉格納容器内空調機器設備２８を原子炉格納容器内部構造物２の外側に移設することにより、原子炉格納容器内部構造物２内の空間利用の自由度が増加し、原子炉格納容器内部構造物２内のアクセス性、メンテナンス性が向上する。
【００４９】
次に図６および図７に示す実施例について述べる。
【００５０】
図６は縦断面を、図７は平面を示している。
【００５１】
原子炉格納容器内部構造物２内には、主蒸気逃がし安全弁１８が設置されている。主蒸気逃がし安全弁１８はすべての原子炉運転状態において、原子炉圧力容器４のピーク圧力を抑制するために設置されているもので、外部信号による強制開放もしくは蒸気圧高による自動開放により、原子炉圧力容器４内の蒸気を圧力抑制室１２に放出する。
【００５２】
そのため、この主蒸気逃がし安全弁１８からは蒸気を圧力抑制室１２へ直接導くための排気管２９が設置され、排気管２９の下端は圧力抑制プール１４の水中に設置される蒸気凝縮促進のためのクエンチャ３０に接続されている。
【００５３】
圧力抑制プール１４の水中にはクエンチャ３０と圧力抑制プール１４水を水源とするポンプ等へ接続される配管の吸い込みノズル３３が設置される。クエンチャ３０は主蒸気逃がし安全弁１８に接続されているため、主蒸気逃がし安全弁１８の数と同数設置され、圧力抑制プール１４水中に配置する際には圧力抑制プール１４水を水源とするポンプ等へ接続される配管の吸い込みノズル３３とクエンチャ３０の気泡影響範囲３４が干渉しないようにして配置している。
【００５４】
吸い込みノズル３３と気泡影響範囲３４が干渉すると、吸い込みノズル３３からクエンチャ３０から放出される気泡を吸い込むことにより、ポンプの送水管内において流速の急激な変化による管内圧力の上昇および降下が発生し、ポンプの性能低下および損傷等の影響を及ぼす可能性がある。
【００５５】
ここで、図７に示すように、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器を用いることで、圧力抑制室１２エリアが拡大され、それに伴ない圧力抑制プール１４が原子炉格納容器内部構造物２内から連通孔１３を介して原子炉格納容器内部構造物２の外側へと拡大されることから、この原子炉格納容器内部構造物２の外側の圧力抑制プールもクエンチャ３０の設置エリアとして利用することができる。また、原子炉格納容器内部構造物２の一部を張り出し構造として原子炉格納容器内部構造物２を縮小し、原子炉格納容器１と原子炉格納容器内部構造物２間のギャップ部が拡大することから、クエンチャ３０を原子炉格納容器内部構造物２下部の圧力抑制プール１４内と原子炉格納容器内部構造物２と原子炉格納容器１間の圧力抑制プール１４内に分割して設置することが可能となる。
【００５６】
したがって、原子炉格納容器内部構造物２の外側の圧力抑制プール１４内にもクエンチャ３０を配置することにより、原子炉格納容器内部構造物２内の空間利用の自由度が増加し、原子炉格納容器内部構造物２内のアクセス性、メンテナンス性が向上する。さらに、原子炉格納容器内部構造物２内の圧力抑制プール１４内に設置するクエンチャ３０については、上記のような吸い込みノズル３３と気泡影響範囲３４との干渉といった条件制限を受けることなくクエンチャ３０の配置が可能となる。
【００５７】
次に図８に示す実施例について述べる。
【００５８】
原子炉格納容器内部構造物２には、主蒸気逃がし安全弁１８とクエンチャ３０を接続する排気管２９が設置され、この排気管２９は、原子炉格納容器内部構造物２内において、上部ドライウェルおよび原子炉格納容器内部構造物２内の圧力抑制室１２を経由したルーティングとなっている。
【００５９】
原子炉格納容器内部構造物２の外側の圧力抑制プール１４内に設置されるクエンチャ３０に接続する排気管２９を原子炉格納容器内部構造物２内の圧力抑制室１２を経由せずに、原子炉格納容器１と原子炉格納容器内部構造物２間のギャップを使用して、上部ドライウェル１０から直接原子炉格納容器内部構造物２の外側へルーティングしている。すなわち、前記主蒸気逃がし安全弁１８とクエンチャ３０を排気管２９で連通し、排気管２９は前記原子炉圧力容器から前記上部ドライウェル内を横切り、ギャップ内を縦に延在するように配管されることにより、原子炉格納容器内部構造物２内の空間利用の自由度が増加し、原子炉格納容器内部構造物２内のアクセス性、メンテナンス性が向上する。
【００６０】
次に図９に示す実施例について述べる。
【００６１】
上記のように、原子炉格納容器内部構造物２の一部を張り出し構造として原子炉格納容器内部構造物２を縮小することで、原子炉格納容器内部構造物２の径が縮小するため、ドライウェル１０の側面に設置されるペネトレーション３１の設置エリアが従来よりも狭くなる。そのため、原子炉格納容器内部構造物２のペネトレーション計画について配慮する必要がある。
【００６２】
ここで、原子炉格納容器内部構造物２の形状設計について説明する。
【００６３】
原子炉格納容器１の形状設定にあたっては、原子炉圧力容器１に接続する配管が万一破断し、高温高圧蒸気が原子炉格納容器１内へ噴出する冷却材損失事故（ＬＯＣＡ）時に次の事項を想定する。ＬＯＣＡ時にはまず、高温高圧蒸気が上部・下部ドライウェル内に噴出して充満し、これらドライウェル１０内に充填されていた窒素を同伴してベント管３２経由で圧力抑制プール１４水中に放出される。ここで蒸気は凝縮されプール水温は上昇し、不凝縮性気体の窒素はウェットウェル１５内に蓄積され、ウェットウェル１５の圧力は上昇する。このようにＬＯＣＡ時に原子炉圧力容器１内の冷却材の熱と圧力を、動的機器を使用せずに原子炉格納容器内中で緩和させて抑制し、もって原子力発電所全体の健全性を維持するよう設計される。
【００６４】
上記の理由より、上部および下部ドライウェルの体積は、ＬＯＣＡ時の初期圧力上昇の緩和のため確保され、ドライウェル１０体積よりウェットウェル１５体積は決定される。すなわちドライウェル１０体積が増加すると比例してウェットウェル１５体積を増加させる必要がある。
【００６５】
前述したように外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器を採用することにより、原子炉格納容器内部構造物２の外側が圧力抑制室となるため、必然的にウェットウェル１５エリアが増加する。したがって、ドライウェル１０体積に対してウェットウェル１５体積が十分大きくなるため、ドライウェル１０体積を増加させることが可能となる。
【００６６】
原子炉格納容器内部構造物２内のダイヤフラムフロア９のレベルを下げた構造とすることより、ドライウェル１０体積が増加するが上記により対応可能であり、また、上部ドライウェル高さの増加により従来と同等のペネトレーション３１の設置エリアを確保することが可能となる。
【００６７】
なお、ダイヤフラムフロア９の高さ位置は、圧力抑制室１２または圧力抑制プールの底から原子炉格納容器内部構造物の高さの１／２から１／３程度の範囲となる。
【００６８】
すなわち、ダイヤフラムフロア９の高さ位置は、原子炉格納容器内部構造物２内を上部ドライウェル１０と圧力抑制室１２に区画するため、上部ドライウェル１０が必要とする高さによって決まる傾向がある。上部ドライウェル１０は主蒸気配管１６や給水配管１７、その他空調機等を設置するスペースの確保および主蒸気配管１６や給水配管１７に取り付けられる弁の引き抜きないし分解作業のスペースを確保する上で必要がある。また事故等の初期圧力上昇緩和のために十分な容積を確保しなければならない。原子力プラントの出力により異なるが、上部ドライウェルの高さは約５ｍ〜１５ｍ程度である。圧力抑制室は、下部ドライウェルの容積によって決まる。圧力抑制室の高さは１０ｍ〜３０ｍ程度となる。
【００６９】
さらに原子炉格納容器内部構造物２の上部ドライウェル１０より上側は、使用済燃料プール５や機器仮置きプール７が設置される。各プール高さは内臓する燃料（機器）高さと水遮蔽に必要な寸法により決定される。高さは約５ｍ〜１５ｍ程度である。
【００７０】
このような種々の条件により、上記の１／２から１／３の範囲になるのである。
【００７１】
さらに、上部ドライウェル高さの増加により、上部ドライウェル１０内の空間に余裕ができるため、主蒸気配管１６および給水配管１７のペネトレーション設置レベルを下げることが可能となる。これにより、ドライウェル上部の空間に余裕ができ、主蒸気逃がし安全弁１８の搬出入スペースおよびメンテナンススペース、主蒸気隔離弁１９の引抜きスペース等が十分に確保できるため、プラントのメンテナンス性が向上する。さらに、プラント出力の増加に伴なう主蒸気逃がし安全弁１８および主蒸気隔離弁１９の大型化に大しても対応が可能となる。
【００７２】
次に図１０に示す実施例について述べる。
【００７３】
原子炉建屋においては、下部ドライウェル１１と原子炉格納容器１外部を接続するアクセストンネル３５が２本設置されている。１本は下部ドライウェル１１に設置されている制御棒駆動機構２０や原子炉冷却材再循環ポンプ２１をメンテナンスするために原子炉格納容器１外部へ搬出入するためのトンネルであり、もう１本は、人員が下部ドライウェル１１へアクセスするためのトンネルとなっている。
【００７４】
また、下部ドライウェル１１と原子炉格納容器１外部に設置される機器設備とを結ぶ連絡物３６は、このアクセストンネルを経由して引き回されている。そのため、アクセストンネル３５の寸法は制御棒駆動機構２０や原子炉冷却材再循環ポンプ２１を搬出入するためのスペースおよび人員のアクセススペースの他に、上記の下部ドライウェル１１と原子炉格納容器１外部に設置される機器設備とを結ぶ連絡物３６を引き回すためのスペースを確保した寸法となっている。また、連絡物３６の原子炉格納容器１の貫通部は耐圧、耐漏洩機能を要求されペネトレーション３１と呼ばれる強固な貫通構造となっている。
【００７５】
ここで従来の原子炉建屋では上部ドライウェル１０を形成する構造物が原子炉格納容器を兼ねた構造となっていたため、耐圧、耐漏洩機能等の構造上の制限がきびしく設定されていたが、今回の外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器を用いることにより、上部ドライウェル１０および下部ドライウェル１１、圧力抑制プール１２、使用済燃料プール５、機器仮置きプール７等を構成する構造物が原子炉格納容器内部構造物２となるため、耐圧、耐漏洩機能等の構造上の制限において自由度が高くなることから、下部ドライウェル１１と原子炉格納容器１外部に設置される機器設備とを結ぶ連絡物３６をアクセストンネル３５を経由せずに直接原子炉格納容器内部構造物２下部のウェットウェル領域を経由して引き回すことが可能となる。つまり、外側圧力抑制プールの上方に位置するギャップ内に置かれる機器設備と、下部ドライウェル１１内の設備を連絡物３６で連絡し、該連絡物３６をウェットウェル１５内に這わせるようにしているのである。
【００７６】
これにより、下部ドライウェル１１と原子炉格納容器１外部に設置される機器設備とを結ぶ連絡物３６はアクセストンネル３５を経由させる必要がなくなるため、アクセストンネル３５の寸法は機器の搬出入スペースおよび人員のアクセススペースを確保した必要最小寸法にすることが可能となり、経済性が向上する。また、下部ドライウェル１１と原子炉格納容器１外部に設置される機器設備とを結ぶ連絡物３６を直接原子炉格納容器内部構造物２下部のウェットウェル領域を経由して引き回すことにより、連絡物３６の長さを短くすることが可能となる。
【００７７】
さらに、図２で説明したように、原子炉格納容器１外部に設置されている機器設備を原子炉格納容器内部構造物２と原子炉格納容器１間のギャップスペースを利用して原子炉格納容器１内に設置することにより、さらに連絡物３６の長さを短くすることができる。以上により、プラントの経済性向上をはかることが可能となる。
【００７８】
【発明の効果】
以上説明してきたように、本発明によれば外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器において、格納容器内部構造物を縮小することにより原子炉格納容器の小型化および原子炉建屋の小型化が可能となり、原子炉建屋の経済性向上をはかることができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の実施例に係わるもので、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器における原子炉格納容器内部構造物の一部が張り出し構造を備えた格納容器の一例を示す断面図である。
【図２】本発明の他の実施例に係わるもので、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器において原子炉格納容器内部構造物の一部が張り出し構造を備えており、原子炉格納容器内部構造物の外側に機器設備を設置した一例を示す断面図である。
【図３】本発明の他の実施例に係わるもので、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器において原子炉格納容器内部構造物の一部が張り出し構造を備えており、原子炉格納容器内部構造物の外側に使用済燃料プールの段部を設置した一例を示す断面図である。
【図４】本発明の他の実施例に係わるもので、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器における原子炉格納容器内部構造物内に使用済燃料プールの段部の設置エリアを設けた一例を示す断面図である。
【図５】本発明の他の実施例に係わるもので、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器において原子炉格納容器内部構造物の一部が張り出し構造を備えており、原子炉格納容器内部構造物の外側に原子炉格納容器内空調機設備を設置した一例を示す断面図である。
【図６】本発明の他の実施例に係わるもので、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器において原子炉格納容器内部構造物の一部が張り出し構造を備えており、クエンチャを原子炉格納容器内部構造物下部の圧力抑制プール内と原子炉格納容器内部構造物と原子炉格納容器間の圧力抑制プール内に分割して設置した一例を示す断面図である。
【図７】本発明の図７に示す実施例の平面図である。
【図８】本発明の他の実施例に係わるもので、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器において原子炉格納容器内部構造物の一部が張り出し構造を備えており、原子炉格納容器内部構造物の外側に主蒸気逃がし安全弁からの排気管を配置した一例を示す断面図である。
【図９】本発明の他の実施例に係わるもので、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器において原子炉格納容器内部構造物の一部が張り出し構造を備えており、原子炉格納容器内部構造物内のダイヤフラムフロアレベル、主蒸気配管および給水配管のペネトレーション設置レベルを下げた構造の一例を示す断面図である。
【図１０】本発明の他の実施例に係わるもので、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器において原子炉格納容器内部構造物の一部が張り出し構造を備えており、原子炉格納容器と原子炉格納容器内部構造物のギャップ間に設置する機器と下部ドライウェルとを連絡する設備を原子炉格納容器内部構造物下部のウェットウェル領域を経由して接続した一例を示す断面図である。
【図１１】図１のＡ−Ａ断面図である。
【図１２】図１のＢ−Ｂ断面図である。
【符号の説明】
１…原子炉格納容器、２…原子炉格納容器内部構造物、３…マット、４…原子炉圧力容器、５…使用済燃料プール、６…原子炉ウェル、７…機器仮置きプール、８…原子炉本体基礎、９…ダイヤフラムフロア、１０…上部ドライウェル、１１…下部ドライウェル、１２…圧力抑制室、１３…連通孔、１４…圧力抑制プール、１５…ウェットウェル、１６…主蒸気配管、１７…給水配管、１８…主蒸気逃がし安全弁、１９…主蒸気隔離弁、２０…制御棒駆動機構、２１…原子炉冷却材再循環ポンプ、２２…仕切り床、２３…ラプチャディスク、２４…主蒸気配管ペネトレーション、２５…給水配管ペネトレーション、２６…機器設備設置エリア、２７…段部、２８…原子炉格納容器内空調機設備、２９…排気管、３０…クエンチャ、３１…ペネトレーション、３２…ベント管、３３…吸い込みノズル、３４…気泡影響範囲、３５…アクセストンネル、３６…連絡物。
Claims (10)
- 原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器を内置する原子炉格納容器内部構造物と、該原子炉格納容器内部構造物を内置する原子炉格納容器を有し、前記原子炉格納容器を鋼材等の熱良伝導性素材で形成し、前記原子炉格納容器内部構造物の外周と前記原子炉格納容器の内周との間にギャップを設け、該ギャップに外側圧力抑制プールを設けてなる原子炉格納設備において、
前記原子炉格納容器内部構造物は、上側のところが外周方向に膨出する膨出部を有することを特徴とする原子炉格納設備。 - 原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器を内置する原子炉格納容器内部構造物と、該原子炉格納容器内部構造物を内置する原子炉格納容器を有し、前記原子炉格納容器を鋼材等の熱良伝導性素材で形成し、前記原子炉格納容器内部構造物の中高さ部位には上部ドライウェルを、中高さ部位より下方の下部位には圧力抑制プールとウエットウェルからなる圧力抑制室を、中高さ部位より上方の上部位には使用済燃料プールや機器仮置プールを夫々設け、前記原子炉格納容器内部構造物の外周と前記原子炉格納容器の内周との間にギャップを設け、該ギャップに外側圧力抑制プールを設けてなる原子炉格納設備において、
前記原子炉格納容器内部構造物は、上部ドライウェルから上側のところが外周方向に膨出する膨出部を有することを特徴とする原子炉格納設備。 - 原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器を内置する原子炉格納容器内部構造物と、該原子炉格納容器内部構造物を内置する原子炉格納容器を有し、前記原子炉格納容器を鋼材等の熱良伝導性素材で形成し、前記原子炉格納容器内部構造物の中高さ部位には上部ドライウェルを、中高さ部位より下方の下部位には圧力抑制プールとウエットウェルからなる圧力抑制室を、中高さ部位より上方の上部位には使用済燃料プールや機器仮置プールを設け、前記原子炉格納容器内部構造物の外周と前記原子炉格納容器の内周との間にギャップを設け、該ギャップに外側圧力抑制プールを設け、かつ該外側圧力抑制プールと前記圧力抑制プールとを連通孔で連通し、さらに原子炉格納容器内部構造物には前記原子炉圧力容器の下方に下部ドライウェルを、原子炉圧力容器の上方に原子炉ウェルを設けてなる原子炉格納設備において、
前記原子炉格納容器内部構造物は、上部ドライウェルから上側のところが外周方向に膨出する膨出部を有し、
前記原子炉格納容器内部構造物は、内外周の二重鋼板間にコンクリートが詰まる構造を有することを特徴とする原子炉格納設備。 - 請求項１から３のいずれか一つに記載された原子炉格納設備において、
前記外側圧力抑制プールの上方に位置するギャップを機器設備設置エリアとすることを特徴とする原子炉格納設備。 - 請求項２または３に記載された原子炉格納設備において、
前記膨出部を前記使用済燃料プールのところに設けたことを特徴とする原子炉格納設備。 - 請求項１から３のいずれか一つに記載された原子炉格納設備において、
前記外側圧力抑制プールの上方に位置するギャップに原子炉格納容器内空調機設備を設置することを特徴とする原子炉格納設備。 - 請求項１から３のいずれか一つに記載された原子炉格納設備において、
前記圧力抑制プールおよび外側圧力抑制プールに蒸気凝縮促進のためのクエンチャを備えたことを特徴とする原子炉格納設備。 - 請求項１から３のいずれか一つに記載された原子炉格納設備において、
前記原子炉圧力容器内部構造物内に主蒸気逃がし安全弁を設け、
前記圧力制御プールおよび前記外側圧力抑制プールに蒸気凝縮促進のためのクエンチャを備え、
前記主蒸気逃がし安全弁と前記クエンチャを排気管で連通し、
前記排気管は、前記原子炉圧力容器から前記上部ドライウェル内を横切り、前記ギャップ内を縦に延在するように配管されることを特徴とする原子炉格納設備。 - 請求項１から３のいずれか一つに記載された原子炉格納設備において、
前記上部ドライウェルの底であるダイヤフラムフロアレベルの高さ位置は、前記外側圧力抑制プールまたは前記圧力抑制プールの底から前記原子炉格納容器内部構造物の高さの１／２〜１／３程度としたことを特徴とする原子炉格納設備。 - 請求項１から３のいずれか一つに記載された原子炉格納設備において、
前記外側圧力抑制プールの上方に位置するギャップ内に置かれる機器設備と、前記下部ドライウェル内の設備を連絡物で連絡し、該連絡物を前記ウェットウェル内に這わせたことを特徴とした原子炉格納設備。
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| JP2008039403A (ja) * | 2006-08-01 | 2008-02-21 | Hitachi Ltd | 原子炉格納施設及び原子炉建屋 |
| JP2009150846A (ja) * | 2007-12-21 | 2009-07-09 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器およびそれを用いた原子力プラント |
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