JP2010032526A - Reactor containment vessel and nuclear power plant using it - Google Patents

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Abstract

<P>PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a reactor containment vessel which is relatively safe even though a severe accident is assumed and can curb the rise in construction costs and a nuclear power plant using the reactor containment vessel. <P>SOLUTION: The reactor containment vessel includes a primary reactor containment vessel 36, a secondary reactor containment vessel 42 accommodating the primary reactor containment vessel 36, an operation floor space 50 formed by surrounding the upper part of an operation floor 47 with side walls 48 and a ceiling 49, the outer periphery 44 of the secondary reactor containment vessel 42 where the space is substituted with nitrogen and a first isolation-communication switching means 45 placed in a passage connecting a gas phase part of a wet well 18 and the outer periphery 44 of the secondary reactor containment vessel 42. The first isolation-communication switching means 45 allows a gas to flow from the gas phase part of the wet well 18 to the outer periphery 44 of the secondary reactor containment vessel 42 when a set differential pressure is reached, and the secondary reactor containment vessel 42 holds the gas inside itself without releasing the gas outside and prevents hydrogen from detonating even if the gas contains hydrogen of a concentration exceeding a detonation limit. <P>COPYRIGHT: (C)2010,JPO&INPIT

Description

本発明は原子力発電プラントに供せられる原子炉格納容器及びこれを用いた原子力プラントに関する。   The present invention relates to a nuclear reactor containment vessel used in a nuclear power plant and a nuclear power plant using the same.
従来の沸騰水型原子炉(BWR)で、非常用炉心冷却系(ECCS)等の安全系がポンプ等の動的機器により構成されているものは動的安全炉と呼ばれ、これに対し、安全系がタンク等の静的機器で構成され、内部に貯蔵された冷却水を重力等により原子炉内に注入する方式のものは静的安全炉と呼ばれている。   A conventional boiling water reactor (BWR) in which a safety system such as an emergency core cooling system (ECCS) is composed of dynamic equipment such as a pump is called a dynamic safety reactor. A system in which the safety system is composed of static equipment such as a tank and the cooling water stored therein is injected into the reactor by gravity or the like is called a static safety reactor.
動的安全炉のBWRで実用されている代表的なものには改良型BWR(ABWR)がある。最近では、さらにABWRに原子炉格納容器の冷却等に一部静的安全系を取り入れた炉概念も検討されている。以下、このABWRについて図11によりその概要を説明する。   A typical BWR for a dynamic safety reactor is an improved BWR (ABWR). Recently, a reactor concept in which a static safety system is partially incorporated into the ABWR for cooling the reactor containment vessel, etc. has been studied. The outline of this ABWR will be described below with reference to FIG.
図11において、炉心1は原子炉圧力容器(RPV)2の内部に収納されている。RPV2の下端にはインターナルポンプ66が10基程度設置され、冷却水を炉心に供給している。RPV2は上部ドライウェル(上部DW)14と下部ドライウェル(下部DW)15とからなるDW11内部に設置され、下部DWを円周状(環状)に取り囲むように圧力抑制室(ウェットウェル:WW)18が設置され、その内部に圧力抑制プール(SP)19を貯えている。DW11とSP19はベント管20により連結されている。   In FIG. 11, the core 1 is housed inside a reactor pressure vessel (RPV) 2. About 10 internal pumps 66 are installed at the lower end of the RPV 2 to supply cooling water to the reactor core. The RPV 2 is installed inside the DW 11 composed of an upper dry well (upper DW) 14 and a lower dry well (lower DW) 15, and a pressure suppression chamber (wet well: WW) so as to surround the lower DW circumferentially (annular). 18 is installed and the pressure suppression pool (SP) 19 is stored in the inside. DW11 and SP19 are connected by a vent pipe 20.
DW11とWW19は円筒上の一体構造をなしており、一次原子炉格納容器(PCV)36を構成している。PCV36の設計圧力は例えば3.16kg/cm2であり、頑健な厚さ2mの鉄筋コンクリート壁とその内面に放射性物質の漏洩抑制の目的でステンレス鋼ライナー(図示せず。)を張り巡らした構造となっている。 DW11 and WW19 have an integral structure on a cylinder and constitute a primary reactor containment vessel (PCV) 36. The design pressure of the PCV 36 is, for example, 3.16 kg / cm 2 , and has a robust 2 m thick reinforced concrete wall and a structure in which a stainless steel liner (not shown) is stretched around the inner surface to suppress leakage of radioactive materials. It has become.
PCV36はさらに原子炉建屋(R/B)69の内部に設置されている。R/B69は同じくコンクリート製で、建屋としての頑健性や耐震性は非常に優れているが、内部の圧力上昇に対しては耐圧性を有していない。これは、PCV36の外部であって、かつ、R/B69の内部の空間で圧力上昇を伴う配管破断事故が発生した場合に、ブローアウトパネル(図示せず。)を作動させて、意図的に十分な開口部を形成させ、圧力を建屋外部に逃がす設計が取られているためである。   The PCV 36 is further installed inside a reactor building (R / B) 69. R / B69 is also made of concrete, and has excellent robustness and earthquake resistance as a building, but does not have pressure resistance against internal pressure rise. This is because the blowout panel (not shown) is operated intentionally when a pipe breakage accident occurs in the space outside the PCV 36 and inside the R / B 69 with a pressure increase. This is because a sufficient opening is formed so that the pressure is released to the outdoor part of the building.
R/B69は、PCV36の内部で発生する配管破断事故時には圧力上昇はPCV36の内部に限定され、R/B69内部を非常用ガス処理系(SGTS)(図示せず。)により大気よりも負圧に維持し、放射性物質を環境に直接漏洩させないことを安全機能としている。しかし、設計基準事故を上回る過酷事故が発生した場合には、PCV36内部の圧力や温度が設計条件を超え、PCV36が加圧破損や、加温破損したり、破損しないまでも、漏洩が発生する可能性がある。   In the R / B 69, the pressure rise is limited to the inside of the PCV 36 at the time of the pipe breakage accident occurring inside the PCV 36, and the inside of the R / B 69 is more negative than the atmosphere by the emergency gas processing system (SGTS) (not shown). The safety function is to prevent radioactive materials from leaking directly into the environment. However, in the event of a severe accident that exceeds the design standard accident, the pressure and temperature inside the PCV 36 will exceed the design conditions, and leakage will occur even if the PCV 36 is damaged under pressure, heating, or is not damaged. there is a possibility.
PCV36の内部は、BWRの場合は窒素により置換されており、酸素濃度を低く抑えてある。このため、炉心燃料等から水素が発生してもPCV36の内部では、爆轟はおろか燃焼も発生しないように管理されている。しかし、仮に、PCV36から加圧により漏洩が発生すると、高濃度の水素がR/B69の内部に放出され、雰囲気中の酸素と反応して爆轟するおそれがある。   The inside of the PCV 36 is substituted with nitrogen in the case of BWR, and the oxygen concentration is kept low. For this reason, even if hydrogen is generated from the core fuel or the like, the PCV 36 is managed so that no detonation or combustion occurs. However, if leakage occurs due to pressurization from the PCV 36, high-concentration hydrogen may be released into the R / B 69 and react with oxygen in the atmosphere to cause detonation.
次に、従来の静的安全炉のBWRの例について以下に説明する。従来のBWRの静的安全炉の中で、代表的かつ最新のものにESBWRがある。以下、このESBWRについて図12および図13によりその概要を説明する。   Next, an example of BWR of a conventional static safety furnace will be described below. Among the conventional BWR static safety reactors, ESBWR is a representative and latest one. The outline of this ESBWR will be described below with reference to FIGS.
図12において、炉心1は原子炉圧力容器(RPV)2の内部に収納されている。炉心1はシュラウド3により外周部分を覆われ、炉水4により冷却されている。冷却水は給水配管5より供給され、ダウンカマー6を重力により下降し、炉心1に流入し加熱され炉蒸気となる。炉蒸気はチムニー7を上昇し、気水分離器8およびドライヤー9を経て、さらに主蒸気管10を経てタービン系(図示せず。)に供給される。気水分離器8で除去された水分は再び冷却水となり、給水配管5から供給される冷却水と混合し、ダウンカマー6を下降して再び炉心1に循環する。この冷却水の循環はシュラウド3およびチムニー7の外部と内部の冷却水の重力差による自然循環で行なわれる。   In FIG. 12, the core 1 is housed inside a reactor pressure vessel (RPV) 2. The core 1 is covered by a shroud 3 and is cooled by the reactor water 4. The cooling water is supplied from the water supply pipe 5 and descends the downcomer 6 by gravity, flows into the core 1 and is heated to become furnace steam. The furnace steam rises in the chimney 7 and is supplied to the turbine system (not shown) through the steam separator 8 and the dryer 9 and further through the main steam pipe 10. The water removed by the steam separator 8 becomes cooling water again, mixed with the cooling water supplied from the water supply pipe 5, descends the downcomer 6 and circulates again to the core 1. The circulation of the cooling water is performed by natural circulation due to the gravity difference between the cooling water outside and inside the shroud 3 and the chimney 7.
次に、図13において、RPV2は、ドライウェル(DW)11の内部に設置され、RPVサポート12によりRPVスカート13を介して固定される。DW11のRPVサポート12よりも上部の空間を上部DW14、下部の空間を下部DW15と呼ぶ。また、下部DW15の壁面でRPVサポート12を支持しているが、この部分をペデスタル72と呼ぶ。ABWRおよびESBWR以前のBWRではペデスタル72は下部DW15の壁面で共用されることなく独立して設置されていた。   Next, in FIG. 13, the RPV 2 is installed inside the dry well (DW) 11 and fixed by the RPV support 12 via the RPV skirt 13. The space above the RPV support 12 of the DW 11 is called the upper DW 14 and the lower space is called the lower DW 15. The RPV support 12 is supported by the wall surface of the lower DW 15, and this portion is called a pedestal 72. In the BWR before ABWR and ESBWR, the pedestal 72 was installed independently without being shared by the wall surface of the lower DW 15.
上部DW14には重力落下式炉心冷却系(GDCS)プール37が設置され、GDCSプール37とRPV2は、爆破弁(隔離弁)16を介して配管17により連結されている。図16ではGDCSプール37は左上だけに示しているが、実際は水量を確保するため、上部DW14の床面積の半分以上を占める範囲に設置されている。また、上部DW14の下に円周状に圧力抑制室(WW)18が設置され、この内部に同じく円周状に圧力抑制プール(SP)19が設置されている。   A gravity drop type core cooling system (GDCS) pool 37 is installed in the upper DW 14, and the GDCS pool 37 and the RPV 2 are connected by a pipe 17 through a blast valve (isolation valve) 16. In FIG. 16, the GDCS pool 37 is shown only in the upper left, but in actuality, it is installed in a range that occupies more than half of the floor area of the upper DW 14 in order to secure the amount of water. In addition, a pressure suppression chamber (WW) 18 is installed circumferentially under the upper DW 14, and a pressure suppression pool (SP) 19 is also installed in the interior in the same manner.
DW11とSP19は、多数本存在するベント管20を介して連結される。SP19の高さは炉心1の高さ以上の位置に設置されている。また、SP19とRPV2は爆破弁(隔離弁)21を介して配管22で接続されている。これはSP19内の水を重力によりRPV2内に注水する際に使用される。GDCSプール37およびSP19からRPV2内に重力で冷却水を注入する際にRPV2を急速に減圧する必要があり、この目的で減圧弁23が多数設けられている(図には1個のみを示す)。この減圧弁23も爆破弁である。   The DW 11 and SP 19 are connected via a large number of vent pipes 20. The height of the SP 19 is installed at a position higher than the height of the core 1. The SP 19 and the RPV 2 are connected by a pipe 22 via a blast valve (isolation valve) 21. This is used when water in the SP 19 is poured into the RPV 2 by gravity. When cooling water is injected into the RPV 2 by gravity from the GDCS pool 37 and the SP 19, it is necessary to rapidly depressurize the RPV 2. For this purpose, a number of pressure reducing valves 23 are provided (only one is shown in the figure). . The pressure reducing valve 23 is also a blast valve.
DW11の上部には、原子炉隔離時コンデンサー(IC)プール24と静的格納容器冷却系(PCCS)プール25が設置され、それぞれ冷却水を貯えている。ICプール24内にはIC熱交換器26が設置され、IC熱交換器26は隔離弁27を介して配管28によりRPV2と連結されている。同じくPCCSプール25内にはPCCS熱交換器29が設置され、PCCS熱交換器29は吸込み配管30によりDW11の気相部分に接続され、気相戻り配管31によりSP19と接続され、液相戻り配管32によりPCCSドレンタンク33に接続されている。PCCSドレンタンク33はさらに、注水配管34により爆破弁35を介してRPV2に接続されている。   A reactor isolation condenser (IC) pool 24 and a static containment cooling system (PCCS) pool 25 are installed in the upper part of the DW 11 to store cooling water. An IC heat exchanger 26 is installed in the IC pool 24, and the IC heat exchanger 26 is connected to the RPV 2 by a pipe 28 through an isolation valve 27. Similarly, a PCCS heat exchanger 29 is installed in the PCCS pool 25. The PCCS heat exchanger 29 is connected to the gas phase portion of the DW 11 by a suction pipe 30, connected to the SP 19 by a gas phase return pipe 31, and a liquid phase return pipe. 32 is connected to the PCCS drain tank 33. The PCCS drain tank 33 is further connected to the RPV 2 via a blast valve 35 by a water injection pipe 34.
原子炉格納容器(PCV)36は、DW11とWW18により構成される。PCV36の外壁部分は鉄筋コンクリート製で気密性を維持するために気相部分の内面にはステンレス鋼製のライナー(図示せず。)が張られている。また、DW11の最上部は開閉が可能な鋼製のPCVヘッド38が設置されている。   The nuclear reactor containment vessel (PCV) 36 is composed of DW11 and WW18. The outer wall portion of the PCV 36 is made of reinforced concrete, and a stainless steel liner (not shown) is stretched on the inner surface of the gas phase portion in order to maintain airtightness. A steel PCV head 38 that can be opened and closed is installed at the top of the DW 11.
PCV36内の気相部は酸素濃度を低く抑えるため、通常運転時は窒素雰囲気により置換されている。これは、事故時に原子炉から放出される水素の爆燃および爆轟を回避する目的で実施されており、従来より多くのBWRプラントで実施されている手段である。   The gas phase in the PCV 36 is replaced with a nitrogen atmosphere during normal operation in order to keep the oxygen concentration low. This is implemented for the purpose of avoiding deflagration and detonation of hydrogen released from the nuclear reactor in the event of an accident, and is a means implemented in many BWR plants.
DW11のさらに上部はコンクリート製のドーム天井39で覆われている。DW11の上部には小容量の燃料プール(図示せず)とドライヤー・セパレーター(DS)ピット(図示せず)も設置されている。PCV36の外部にはさらに航空機の落下等の事象に対応できるように外部事象防護壁55が設置されている。   The upper part of the DW 11 is covered with a concrete dome ceiling 39. A small-capacity fuel pool (not shown) and a dryer separator (DS) pit (not shown) are also installed on the top of the DW 11. An external event protection wall 55 is installed outside the PCV 36 so as to cope with an event such as an aircraft falling.
ESBWRでは、原子炉建屋69(図11)とSGTSは存在せず、原子炉事故時の放射性物質の漏洩に対する二重格納機能は有していない。一方、従来の多くのBWRで採用されている原子炉建屋69は、天井部分は軽量構造となっており航空機の落下等に対する外部事象防護機能は有していない。   In ESBWR, the reactor building 69 (FIG. 11) and the SGTS do not exist, and it does not have a double containment function for radioactive material leakage at the time of a nuclear reactor accident. On the other hand, the reactor building 69 employed in many conventional BWRs has a lightweight ceiling structure and does not have an external event protection function against an aircraft drop or the like.
このように構成されるESBWRにあっては、ECCSのポンプや非常用の電源である非常用ディーゼル発電機等の動的機器が存在せず、重力等の自然の力により事故時の炉心冷却およびPCV冷却が可能であり、仮に冷却材喪失事故等の発生を仮定してみても、動的機器の故障がないため、その後に炉心溶融事故に発展する可能性は極めて低くなる特性を有している。GDCSプール37およびSP19からの注水が重力により行なわれるため、動的安全炉のように事故後長時間経ってECCSのポンプが故障して炉心損傷に至る可能性が排除されている点が、動的安全炉に比べて優れている。   In the ESBWR configured as described above, there is no dynamic equipment such as an ECCS pump or an emergency diesel generator that is an emergency power source, and the core cooling at the time of an accident is caused by natural forces such as gravity. PCV cooling is possible, and even assuming the occurrence of a loss of coolant accident, etc., there is no dynamic equipment failure, so the possibility of developing into a core melting accident after that is extremely low. Yes. Since water injection from the GDCS pool 37 and the SP 19 is performed by gravity, the possibility that the ECCS pump may fail and cause core damage after a long time after an accident as in a dynamic safety reactor is excluded. It is superior to a safety reactor.
ESBWRは、RPV2の急速な減圧が可能な大破断冷却材喪失事故の場合に特に冷却が容易に行なえる特性がある。さらに、極めて低い確率で炉心損傷事故が発生することを前提に、万全の安全性を確保するため、PCV36を設置し、公衆の被曝線量を低く抑える設計とする必要がある。このためPCV36内で炉心溶融事故が発生したことをあえて想定しても、PCV36の健全性を維持し、放射性物質の環境への放出がほとんど発生しないように設計されている。   ESBWR has a characteristic that cooling can be easily performed particularly in the case of a large-breakage coolant loss accident in which RPV2 can be rapidly decompressed. Furthermore, on the assumption that a core damage accident will occur with an extremely low probability, it is necessary to install a PCV 36 and to design the radiation exposure to a low level in order to ensure complete safety. For this reason, even if it is assumed that a core melting accident has occurred in the PCV 36, the soundness of the PCV 36 is maintained and the release of radioactive materials into the environment is hardly generated.
具体的には、炉心溶融事故時に発生する水蒸気については吸込み配管30よりPCCS熱交換器29に導かれて冷却凝縮し、PCCSドレンタンク33を介してRPV2内に戻すことにより、炉心溶融事故時の水蒸気によるPCVの加圧と加温を安全上問題がない範囲に緩和することが可能な設計となっている。   Specifically, water vapor generated at the time of the core melting accident is led from the suction pipe 30 to the PCCS heat exchanger 29 to be cooled and condensed, and returned to the RPV 2 via the PCCS drain tank 33, so that The design is such that pressurization and heating of PCV with water vapor can be relaxed to a range where there is no safety problem.
事故が発生する前にPCV36内に存在していた窒素および炉心等で発生した水素は、DW11とWW18の圧力差により吸込み配管30よりPCCS熱交換器29に自然に導かれる。しかし、窒素および水素は非凝縮性であるため、気相戻り配管31を通ってSP19に放出され、WW18の気相部分に流入する。このドライビング・フォースとなっているのはDW11とWW18の圧力差であり、これはDW11側に存在する炉心溶融デブリからの崩壊熱による発熱で発生する水蒸気による加圧に起因している。その結果、水素と窒素がWW18の気相空間に閉じ込められて圧縮され、WW18の圧力が上昇する。   Nitrogen existing in the PCV 36 before the accident occurs and hydrogen generated in the reactor core and the like are naturally guided to the PCCS heat exchanger 29 from the suction pipe 30 due to the pressure difference between the DW 11 and the WW 18. However, since nitrogen and hydrogen are non-condensable, they are released to the SP 19 through the gas phase return pipe 31 and flow into the gas phase portion of the WW 18. This driving force is the pressure difference between DW11 and WW18, which is caused by the pressurization by steam generated by the heat generated by the decay heat from the core melt debris present on the DW11 side. As a result, hydrogen and nitrogen are confined in the gas phase space of WW18 and compressed, and the pressure of WW18 increases.
さらに、DW11は水蒸気による加圧により若干高圧に維持される。しかし、非凝縮性ガスである水素と窒素がWW18気相部の狭い空間に押し込まれること(圧縮、コンプレッション)により、やがてWW18気相部の圧力上昇が発生する。このようなメカニズムによりPCV36の圧力が上昇する。   Furthermore, DW11 is maintained at a slightly high pressure by pressurization with water vapor. However, when hydrogen and nitrogen, which are non-condensable gases, are pushed into a narrow space of the WW18 gas phase (compression, compression), a pressure increase in the WW18 gas phase eventually occurs. By such a mechanism, the pressure of the PCV 36 increases.
PCV圧力を抑えるためにはWW18の気相空間体積をできるだけ大きくとる必要がある。この目的でESBWRでは、気相ベント管でWW18の気相部とGDCS37の気相部を連結したり、WW11の下部にある機器室40と気相ベント管で連結して、これらの空間に水素と窒素を放出することが行なわれる。   In order to suppress the PCV pressure, it is necessary to make the gas phase space volume of WW18 as large as possible. For this purpose, ESBWR connects the gas phase part of WW18 and the gas phase part of GDCS 37 with a gas phase vent pipe or connects with the equipment chamber 40 under the WW 11 with a gas phase vent pipe, And releasing nitrogen.
下部の機器室40に大量の水素が流入すればそこで空気中の酸素と反応して水素爆轟が発生するおそれもある。これを回避するためには、下部の機器室40をPCV36の内部と同様に、プラント運転中は窒素ガスにより置換する必要がある。しかし、この機器室40には残留熱除去系熱交換器のような実際には事故後の炉心冷却上有効な設備が収納されており、事故後の復旧対応でこの機器室40に運転員が立ち入ることが想定される。ところが、WW18の気相部と機器室40が連絡され、機器室40が窒素ガス置換された場合、酸素がなくまた、放射能で室内が汚染されてしまうため、運転員の立ち入りは困難になってしまう。   If a large amount of hydrogen flows into the lower equipment chamber 40, it may react with oxygen in the air to generate hydrogen detonation. In order to avoid this, it is necessary to replace the lower equipment room 40 with nitrogen gas during plant operation, as in the PCV 36. However, in this equipment room 40, equipment that is effective for cooling the core after the accident, such as a residual heat removal system heat exchanger, is actually stored. It is expected to enter. However, when the gas phase part of the WW 18 and the equipment room 40 are communicated and the equipment room 40 is replaced with nitrogen gas, there is no oxygen and the room is contaminated by radioactivity, so it is difficult for the operator to enter. End up.
ESBWRのPCV36は頑健な鉄筋コンクリート製である。さらに、その内面に放射性物質の漏洩を防ぐためにステンレス鋼製のライナーを張る必要があり、これがまた多額のコスト発生要因となっている。放射性物質が事故時に一番存在するDW11の壁面が直接外部環境との境界となる構造を有していることと、PCV圧力が高くなるために、高価なステンレス鋼ライナーをPCV36の内面に張り巡らせる必要がある。   ESBWR's PCV36 is made of robust reinforced concrete. Furthermore, it is necessary to put a stainless steel liner on the inner surface in order to prevent leakage of radioactive materials, and this is also a cost generating factor. Due to the fact that the wall of DW11 where radioactive materials are most present at the time of the accident has a structure that directly becomes a boundary with the external environment, and the PCV pressure becomes high, an expensive stainless steel liner is stretched around the inner surface of PCV36. There is a need.
さらに、ESBWRは静的安全炉であり、従来の動的安全BWRが保有していた原子炉建屋とSGTSによる放射能閉じ込めに関する二重格納機能を持っておらず、この点では、従来のBWRプラントよりも安全性が低下してしまう。外部事象防護壁55には気密性はなく、放射能の閉じ込め機能は有していない。   In addition, ESBWR is a static safety reactor and does not have a dual containment function related to radioactive containment by the reactor building and SGTS that the conventional dynamic safety BWR possessed. It will be less safe. The external event protection wall 55 is not airtight and does not have a radioactive confinement function.
また、PCCSが付いているとはいえ、その冷却水量は有限である。冷却水の枯渇を回避するためにはPCCSプール25の容量を大きくすれば良いが、そのためにはPCVが大型化し経済的に不利となる。ESBWのプラント出力は135万KWeという大出力のものであり、これをまかなう炉心から事故後に放出される崩壊熱を冷却するために、PCCSプール25の容量は既に1000m3程度とかなり大容量のものとなっている。ESBWRでは、PCV36の外側には原子炉建屋が存在せず、さらに大容量のPCCSプール25を設置する配置スペースは確保困難となっている。   Moreover, although the PCCS is attached, the cooling water amount is finite. In order to avoid the cooling water depletion, the capacity of the PCCS pool 25 may be increased. However, for that purpose, the PCV becomes large and economically disadvantageous. The plant output of ESBW is as high as 1.35 million KWe, and the capacity of the PCCS pool 25 is already about 1000m3 to cool the decay heat released after the accident from the core that covers this. It has become. In the ESBWR, there is no reactor building outside the PCV 36, and it is difficult to secure an arrangement space for installing a large-capacity PCCS pool 25.
従来の動的安全BWRでは、設計基準を大幅に超えるような過酷事故を考えると原子炉格納容器の健全性が損なわれるおそれがあった。一次原子炉格納容器の健全性が損なわれた場合、その外部を取り囲む原子炉建屋には耐圧性がなく二重格納容器としての積極的な安全機能は期待できない設計となっていた。また、従来の静的安全BWRの設計では、動的システムが存在せず、過酷事故時のPCV圧力が高くなり、PCVの建設コストが高く、事故後長期間の安全性確保が人的操作や非安全系に依存しなければならないという課題があった。   In the conventional dynamic safety BWR, considering the severe accident that greatly exceeds the design standard, the soundness of the reactor containment vessel may be impaired. When the integrity of the primary containment vessel was impaired, the reactor building surrounding the primary reactor containment was not pressure-resistant, and the active safety function as a double containment vessel could not be expected. Also, in the conventional static safety BWR design, there is no dynamic system, the PCV pressure during severe accidents is high, the construction cost of PCV is high, and long-term safety after the accident is ensured by human operation and There was a problem of having to rely on non-safety systems.
また、水素を事故時に機器室内に放出する場合、水素爆轟するおそれがあった。放射能汚染により、また、水素爆轟を回避するために下部の機器室を窒素で置換すると、事故後の復旧対応で運転員が機器室に立ち入ることが困難になるという課題があった。次世代の新型BWRの原子炉格納容器の設計としては、事故時の圧力が低く、事故時圧力および放射能の漏洩抑制に対して二重格納機能があり、半永久的に冷却継続が可能で、水素爆轟もなく、必要な場所には運転員の立ち入りが自由に行なえるものであることが望ましい。
本発明は、これらの課題を解決するものであって、過酷事故を想定しても比較的安全で、建設コストの上昇を抑えた原子炉格納容器及びこれを用いた原子力プラントを提供することを目的とする。
Moreover, when hydrogen was released into the equipment room at the time of an accident, there was a risk of hydrogen detonation. If the lower equipment room is replaced with nitrogen in order to avoid hydrogen detonation due to radioactive contamination, there is a problem that it becomes difficult for the operator to enter the equipment room for recovery after the accident. As the design of the next-generation BWR reactor containment vessel, the pressure at the time of the accident is low, and there is a double containment function for controlling the pressure at the time of the accident and leakage of radioactivity, and cooling can be continued semipermanently It is desirable that there is no hydrogen detonation and that operators can freely enter the necessary places.
The present invention solves these problems, and provides a reactor containment vessel that is relatively safe even in the event of a severe accident and suppresses an increase in construction cost, and a nuclear power plant using the same. Objective.
この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、原子炉圧力容器を収容するドライウェルと、圧力抑制プールを収容するウェットウェルと、前記ドライウェルと前記圧力抑制プールとを連絡するベント管と、を有する一次原子炉格納容器と、前記一次原子炉格納容器を収容し耐圧性を有する二次原子炉格納容器と、前記一次原子炉格納容器の上部でかつ前記二次原子炉格納容器の内側に設けられた運転床と、前記運転床の上部を側壁と天井で囲んで形成されたオペフロ空間と、前記原子炉二次格納容器の前記オペフロ空間の他の空間であって、該空間の雰囲気を窒素により置換し通常の空気よりも酸素濃度を低減した二次原子炉格納容器外周部と、前記ウェットウェルの気相部と前記二次原子炉格納容器外周部とを連絡する通路部と、この通路部に設けられた第1の隔離連通切替手段と、を備えた原子炉格納容器であって、前記第1の隔離連通切替手段は、設定した差圧に達すると前記ウェットウェルの気相部から前記二次原子炉格納容器外周部へ前記通路部を通して気体を流すとともに、前記二次原子炉格納容器は前記気体を外部に放出することなく前記二次原子炉格納容器内に保持し、前記気体に爆轟限界を超える濃度の水素が含まれている場合にも前記二次原子炉格納容器外周部での水素の爆轟を防止できることを特徴とする。   The present invention achieves the above-mentioned object, and the invention according to claim 1 is a dry well containing a reactor pressure vessel, a wet well containing a pressure suppression pool, the dry well, and the pressure suppression. A primary reactor containment vessel having a vent pipe communicating with the pool; a secondary reactor containment vessel that contains the primary reactor containment vessel and has pressure resistance; and an upper portion of the primary reactor containment vessel and the An operation floor provided inside the secondary reactor containment vessel, an operation floor space formed by surrounding an upper portion of the operation floor with side walls and a ceiling, and another space of the operation floor space of the reactor secondary containment vessel A secondary reactor containment vessel outer peripheral portion in which the atmosphere of the space is replaced with nitrogen and the oxygen concentration is reduced from that of normal air, a gas phase portion of the wet well, and an outer peripheral portion of the secondary reactor containment vessel And the ream And a first containment communication switching means provided in the passage section, wherein the first isolation communication switching means reaches the set differential pressure when the differential pressure is reached. A gas flows from the gas phase part of the wet well to the outer periphery of the secondary reactor containment vessel through the passage portion, and the secondary reactor containment vessel does not release the gas to the outside, and the secondary reactor containment vessel It is possible to prevent detonation of hydrogen at the outer periphery of the secondary reactor containment vessel even when the gas contains hydrogen having a concentration exceeding the detonation limit.
また、請求項10に記載の発明は、炉心燃料を収納する原子炉圧力容器と、原子炉圧力容器を収容するドライウェルと、圧力抑制プールを収容するウェットウェルと、前記ドライウェルと前記圧力抑制プールとを連絡するベント管と、を有する一次原子炉格納容器と、前記一次原子炉格納容器を収容し耐圧性を有する二次原子炉格納容器と、前記一次原子炉格納容器の上部でかつ前記二次原子炉格納容器の内側に設けられた運転床と、前記運転床の上部を側壁と天井で囲んで形成されたオペフロ空間と、前記原子炉二次格納容器の前記オペフロ空間の他の空間であって、該空間の雰囲気を窒素により置換し通常の空気よりも酸素濃度を低減した二次原子炉格納容器外周部と、前記ウェットウェルの気相部と前記二次原子炉格納容器外周部とを連絡する通路部と、この通路部に設けられた第1の隔離連通切替手段と、を備えた原子炉格納容器と、から構成されたことを特徴とする。   Further, the invention according to claim 10 is a reactor pressure vessel that stores the core fuel, a dry well that stores the reactor pressure vessel, a wet well that stores a pressure suppression pool, the dry well, and the pressure suppression. A primary reactor containment vessel having a vent pipe communicating with the pool; a secondary reactor containment vessel that contains the primary reactor containment vessel and has pressure resistance; and an upper portion of the primary reactor containment vessel and the An operation floor provided inside the secondary reactor containment vessel, an operation floor space formed by surrounding an upper portion of the operation floor with side walls and a ceiling, and another space of the operation floor space of the reactor secondary containment vessel A secondary reactor containment vessel outer peripheral portion in which the atmosphere of the space is replaced with nitrogen and the oxygen concentration is reduced from that of normal air, a gas phase portion of the wet well, and an outer peripheral portion of the secondary reactor containment vessel And A passage portion which circuited, characterized in that the first isolation and connection switching means provided in the passage, and the reactor containment vessel equipped with, constructed from.
本発明によれば、放射性物質の漏洩防止に対してPCV内保持、SPによるスクラビング、さらに、二次原子炉格納容器壁による保持の効果があり、過酷事故時の環境への放射能放出の可能性およびその場合の放射能放出量を低減することが可能となる。   According to the present invention, there is an effect of holding in the PCV, scrubbing by SP, and holding by the secondary reactor containment wall to prevent leakage of radioactive materials, and it is possible to release radiation to the environment during severe accidents And the amount of radioactive release in that case can be reduced.
本発明に係る原子炉格納容器の第1の実施の形態を示す模式的立断面図。1 is a schematic sectional elevation view showing a first embodiment of a reactor containment vessel according to the present invention. 本発明に係る原子炉格納容器の第2の実施の形態を示す模式的立断面図。The typical elevation sectional view showing a 2nd embodiment of the reactor containment vessel concerning the present invention. 本発明に係る原子炉格納容器の第3の実施の形態を示す模式的立断面図。The typical elevation sectional view showing a 3rd embodiment of the reactor containment vessel concerning the present invention. 本発明に係る原子炉格納容器の第4の実施の形態を示す模式的立断面図。The typical elevation sectional view showing a 4th embodiment of a reactor containment vessel concerning the present invention. 本発明に係る原子炉格納容器の第5の実施の形態を示す模式的立断面図。The typical elevation sectional view showing a 5th embodiment of the reactor containment vessel concerning the present invention. 本発明に係る原子炉格納容器の第6の実施の形態を示す模式的立断面図。The typical elevation sectional view showing the 6th embodiment of the reactor containment vessel concerning the present invention. 本発明に係る原子炉格納容器の第7の実施の形態を示す模式的立断面図。The typical elevation sectional view showing the 7th embodiment of the reactor containment vessel concerning the present invention. 本発明に係る原子炉格納容器の第8の実施の形態を示す模式的立断面図。The typical elevation sectional view showing the 8th embodiment of the reactor containment vessel concerning the present invention. 本発明に係る原子炉格納容器の第9の実施の形態を示す模式的立断面図。The typical elevation sectional view showing the 9th embodiment of the reactor containment vessel concerning the present invention. 本発明に係る原子炉格納容器の第10の実施の形態を示す模式的立断面図。A schematic sectional elevation showing a tenth embodiment of a reactor containment vessel according to the present invention. 従来のABWRで採用されている原子炉格納容器を示す模式的立断面図。The typical elevation sectional view showing the nuclear reactor containment vessel adopted by conventional ABWR. 従来のESBWRの原子炉圧力容器を示す模式的立断面図。The typical elevation sectional view showing the reactor pressure vessel of the conventional ESBWR. 従来のESBWRの原子炉格納容器を示す模式的立断面図。The typical elevation sectional view showing the reactor containment vessel of the conventional ESBWR.
以下、本発明の実施の形態を図1〜図10に基づいて説明する。なお、図1から図8は本発明による二重原子炉格納容器(DCV)を静的安全炉のBWRに供する場合の実施の形態を、また、図9および図10は同じく動的安全炉のBWRに供する場合の実施の形態を示すものである。なお、従来技術と同一もしくは類似の部分、または、相互に同一もしくは類似の部分には同一符号を付して、重複説明は省略する。   Hereinafter, embodiments of the present invention will be described with reference to FIGS. 1 to 8 show an embodiment in which a double reactor containment vessel (DCV) according to the present invention is used for a BWR of a static safety reactor, and FIGS. 9 and 10 also show a dynamic safety reactor. An embodiment in the case of being used for BWR is shown. In addition, the same code | symbol is attached | subjected to the part which is the same or similar to a prior art, or the mutually same or similar part, and duplication description is abbreviate | omitted.
[第1の実施の形態]
図1により、本発明による原子炉格納容器(CV)の第1の実施の形態を説明する。
本発明の第1の実施の形態が図13に示した従来例と異なる点は、一次原子炉格納容器(PCV)36の外部にさらに耐圧性の二次原子炉格納容器(SCV)42を設け、WW18の気相部とSCV42の気相部を隔離連通切替手段(ICSS)45により連結したことにある。内蔵する原子炉は静的安全BWRの場合の例を示している。ICSS45は、通常時は隔離状態にあり、設定した差圧に達するとWW18の気相部からSCV42の気相部へ気体を流す機能を有しており、ICSS45としては、ラプチャーディスク、真空破壊弁、自動隔離弁等が利用可能である。
[First Embodiment]
A first embodiment of a reactor containment vessel (CV) according to the present invention will be described with reference to FIG.
The first embodiment of the present invention is different from the conventional example shown in FIG. 13 in that a pressure resistant secondary reactor containment vessel (SCV) 42 is further provided outside the primary reactor containment vessel (PCV) 36. , The gas phase part of WW 18 and the gas phase part of SCV 42 are connected by the isolation communication switching means (ICSS) 45. The built-in nuclear reactor shows an example in the case of static safety BWR. The ICSS 45 is normally in an isolated state, and has a function of flowing gas from the gas phase part of the WW 18 to the gas phase part of the SCV 42 when the set differential pressure is reached. The ICSS 45 includes a rupture disk, a vacuum break valve, and the like. An automatic isolation valve can be used.
ラプチャーディスクは、設定した圧力差で配管内に設置した円盤状の仕切り板を破壊して雰囲気を連通可能とするものであり、作動後の隔離閉鎖機能はない。したがって、作動後は雰囲気は順方向にも逆方向にも差圧に応じて流れることが可能である。   The rupture disk breaks the disk-shaped partition plate installed in the pipe with a set pressure difference and allows the atmosphere to communicate, and has no isolation / closing function after operation. Therefore, after the operation, the atmosphere can flow according to the differential pressure both in the forward direction and in the reverse direction.
真空破壊弁は高信頼度の気相逆止弁である。設定した圧力差で作動して雰囲気を連通可能とするが、圧力差が低下すると再び閉鎖し流路を隔離する。雰囲気は、順方向には流れるが逆方向には流れることはない。順方向への連通機能も逆方向への隔離機能も高信頼度で実施する必要がある場合等に使用されている。   The vacuum break valve is a highly reliable gas phase check valve. It operates at the set pressure difference to allow the atmosphere to communicate, but when the pressure difference decreases, it closes again and isolates the flow path. The atmosphere flows in the forward direction but not in the reverse direction. This is used when the forward communication function and the reverse isolation function need to be implemented with high reliability.
自動隔離弁は、電動弁や空気作動弁等で設定した圧力差で自動的に開閉する。一度開状態にした後は、開状態を維持することも再び閉鎖状態に戻すことも可能である。電動弁の場合には作動に若干時間がかかる。一方、空気作動弁は作動時間は速いがアキュムレーターの設置が必要になる。   The automatic isolation valve automatically opens and closes with a pressure difference set by an electric valve, an air operated valve, or the like. Once opened, it can be maintained open or returned to closed again. In the case of a motorized valve, it takes some time to operate. On the other hand, the air-operated valve has a fast operating time, but an accumulator must be installed.
隔離連通切替手段(ICSS)45は、それぞれの弁の特性を考慮して適宜選択することができる。これらのICSS45に共通した機能は通常時は隔離状態にあり、設定した差圧に達すると順方向に雰囲気を流すことである。したがって、これらのICSS45は、原子炉が通常の運転中は隔離状態にあり、PCV36とSCV42は分離している。WW18気相部の圧力上昇を伴わない過渡事象や小規模な冷却材喪失事故(LOCA)の場合も、これらのICSS45は隔離状態に維持される。   The isolation communication switching means (ICSS) 45 can be appropriately selected in consideration of the characteristics of each valve. A function common to these ICSSs 45 is normally in an isolated state, and when the set differential pressure is reached, the atmosphere flows in the forward direction. Therefore, these ICSSs 45 are in isolation during normal operation of the reactor and the PCV 36 and SCV 42 are separated. Even in the event of a transient event that does not involve a pressure increase in the WW18 gas phase or a small loss of coolant accident (LOCA), these ICSSs 45 remain in isolation.
一方、万一、大破断LOCAや過酷事故が発生した場合は、WW18の気相部の圧力が上昇し、ICSS45の作動設定差圧に達するとICSS45が作動し、WW18の気相部とSCV42の気相部が連通される。これによりWW18気相部に蓄積する水素および窒素等の非凝縮性ガスによるPCV36の過大な圧力上昇をSCV42の内部に放出し、PCV36の圧力上昇を大幅に緩和できる。   On the other hand, if a large break LOCA or a severe accident occurs, the pressure in the gas phase portion of WW18 rises, and when the differential pressure setting of ICSS45 is reached, ICSS45 operates, and the gas phase portion of WW18 and SCV42 The gas phase part is communicated. As a result, an excessive pressure increase of the PCV 36 due to non-condensable gas such as hydrogen and nitrogen accumulated in the gas phase portion of the WW 18 is released into the SCV 42, and the pressure increase of the PCV 36 can be relieved greatly.
また、SCV42は耐圧性のコンクリート構造として放射性物質の漏洩を抑制するためステンレス製のライナーもしくは樹脂コーティングによるライナーを設置する。下部DW15の床部分には耐熱性の部材からなるコアキャチャー46を設置し、溶融炉心がCVの下部を溶融貫通したり、あるいは、放射性物質が漏洩することがないように二重の防護機能を設ける。   The SCV 42 has a pressure resistant concrete structure, and a stainless steel liner or a resin coating liner is installed to suppress leakage of radioactive materials. A core catcher 46 made of a heat-resistant material is installed on the floor of the lower DW 15 to provide a double protection function so that the melting core does not penetrate through the lower part of the CV or leak radioactive materials. Provide.
さらに、過酷事故時には大量の水素がSCV42の内部に放出されるので、空気雰囲気のままでは水素爆轟するおそれがある。このリスクを排除するためにSCV42内部の雰囲気も窒素で置換し通常の空気雰囲気よりも酸素濃度を低く維持する。   Furthermore, since a large amount of hydrogen is released into the SCV 42 during a severe accident, there is a risk of hydrogen detonation in an air atmosphere. In order to eliminate this risk, the atmosphere inside the SCV 42 is also replaced with nitrogen, and the oxygen concentration is kept lower than that of a normal air atmosphere.
この実施の形態では、過酷事故時の圧力上昇に対する圧力障壁の機能をPCV36だけで受け持つのではなく、SCV42と分担することにより原子炉格納容器(CV)41の圧力を低く維持することが可能となる。従来の原子炉格納容器は設計基準を大幅に超えるような過酷事故を想定すると、圧力は設計圧力を超えてしまうが、この実施の形態によれば過酷事故時の圧力を設計圧力の範囲に抑えることが可能となる。   In this embodiment, it is possible to keep the pressure of the reactor containment vessel (CV) 41 low by sharing with the SCV 42 instead of taking over the function of the pressure barrier against the pressure increase at the time of a severe accident by the PCV 36 alone. Become. Assuming a severe accident where the conventional reactor containment vessel greatly exceeds the design standard, the pressure will exceed the design pressure, but according to this embodiment, the pressure at the severe accident is kept within the design pressure range It becomes possible.
例えば、SCV42の空間自由体積はWW18の空間自由体積のおよそ5倍から6倍となる。したがって、過酷事故時のCV圧力を従来の1/5から1/6とすることが可能となり、容易に設計圧力以下に抑制することが可能となる。   For example, the space free volume of SCV42 is about 5 to 6 times the space free volume of WW18. Therefore, the CV pressure at the time of a severe accident can be reduced from 1/5 to 1/6 of the conventional case, and can be easily suppressed to a design pressure or less.
また、この実施の形態によれば、小口径配管破断や過渡事象のようにPCV36内部の大幅な圧力上昇を伴わない事象の場合には、ICSS45は作動しないので、PCV36の内部のみに事象を閉じ込めることが可能となる。   Further, according to this embodiment, in the case of an event that does not involve a significant pressure increase inside the PCV 36 such as a small-diameter pipe break or a transient event, the ICSS 45 does not operate, so the event is confined only within the PCV 36. It becomes possible.
一方、大口径配管破断事故や過酷事故のようにPCV36の圧力が大幅に上昇する虞のある事象の場合には、ICSS45が作動して、非凝縮性ガスをSCV42内部に放出することによりPCV36の圧力上昇を防止することが可能となる。   On the other hand, in the event that there is a possibility that the pressure of the PCV 36 will increase significantly, such as a large-diameter pipe breakage accident or a severe accident, the ICSS 45 is activated and the non-condensable gas is released into the SCV 42 to cause the PCV 36 to It becomes possible to prevent a pressure rise.
過酷事故時には大量の水素がSCV42内部に移行するがSCV42内の雰囲気は事前に窒素により置換され、酸素濃度を低く制限しているので水素爆轟が発生する可能性はない。過酷事故時には炉心燃料から大量の放射性物質が放出されるおそれがあるが、その大部分は粒子状であり、SP19のスクラビング機能によりSP19水中に保持される。   In a severe accident, a large amount of hydrogen moves into the SCV 42, but the atmosphere in the SCV 42 is replaced with nitrogen in advance and the oxygen concentration is limited to a low level, so there is no possibility of hydrogen detonation. In a severe accident, a large amount of radioactive material may be released from the core fuel, but most of it is in the form of particles and is retained in SP19 water by the SP19 scrubbing function.
SP19の壁面が直接環境と接している構造の原子炉格納容器では、このSP水が環境に漏洩すると保持している粒子状の放射性物質が環境中に放出されるおそれがある。本実施の形態では、SP19はPCV36内に位置し、さらにその外部をSCV42で隔てて二重に覆われているため、SP19水が直接環境に漏洩し保持している粒子状の放射性物質が環境に流出する可能性を排除できる。   In a reactor containment vessel having a structure in which the wall surface of SP19 is in direct contact with the environment, if this SP water leaks into the environment, the particulate radioactive material retained may be released into the environment. In the present embodiment, SP19 is located in PCV 36 and is further covered with SCV 42 so that the outside of SP19 is double covered. Therefore, SP19 water directly leaks into the environment and the particulate radioactive material is retained in the environment. The possibility of leaking out can be eliminated.
一方、過渡事象は比較的発生頻度の高い事象であるから、その度に主蒸気逃がし弁(SR弁)が作動して炉蒸気がSP19に移行して凝縮し、その際、放射性物質もわずかにWW18の気相部に移行することが想定される。この実施の形態では、この過渡事象時の放射性物質の移行をWW18気相部までにとどめることが可能となる。その結果、過渡事象時に放射性物質がSCV42内に移行しSCV42が汚染することを防止可能となる。過渡事象の場合であっても、定期検査や燃料交換時にSCV42内に入って作業を行なう運転員の放射線被曝の可能性を排除できる。   On the other hand, since the transient event is a relatively frequent event, the main steam relief valve (SR valve) is activated each time, and the furnace steam moves to SP19 to condense. It is assumed that the gas phase part of WW18 is transferred. In this embodiment, it is possible to limit the migration of the radioactive material at the time of this transient event to the WW18 gas phase. As a result, it is possible to prevent radioactive material from moving into the SCV 42 and contaminating the SCV 42 during a transient event. Even in the case of a transient event, it is possible to eliminate the possibility of radiation exposure of the operator who enters the SCV 42 during periodic inspections or fuel changes.
また、この実施の形態では、機器室40の雰囲気を他の一次原子炉格納容器36内の区画の雰囲気と独立に変えられるように、機器室40が気密に構成されている。そして、機器室40内の空気の一部または全部を窒素により置換し、酸素濃度を通常の空気よりも低減することができる。また、他の区画の雰囲気とは独立に通常の空気雰囲気に戻すことができる。これにより、事故後の復旧対応でこの機器室40に運転員が立ち入ることが必要な場合は、機器室40内だけ酸素濃度を高めてここに運転員が立ち入れるようにできる。   Further, in this embodiment, the equipment room 40 is configured to be airtight so that the atmosphere of the equipment room 40 can be changed independently of the atmosphere of the compartments in the other primary reactor containment vessel 36. And a part or all of the air in the equipment room 40 can be substituted with nitrogen, and oxygen concentration can be reduced rather than normal air. Moreover, it can return to a normal air atmosphere independently of the atmosphere of other compartments. Thereby, when it is necessary for an operator to enter the equipment room 40 for recovery after an accident, the oxygen concentration can be increased only in the equipment room 40 and the operator can enter here.
[第2の実施の形態]
次に、図2により本発明による第2の実施の形態を説明する。本実施の形態は第1の実施の形態の変形例であって、運転床(オペフロ)47の上部の空間を側壁48と天井49で囲みオペフロ空間50を作り、SCV42のその他の空間と分離可能な構成としている。本実施の形態の意図するところは以下の通りである。
[Second Embodiment]
Next, a second embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. This embodiment is a modification of the first embodiment, and the space above the operation floor 47 is surrounded by a side wall 48 and a ceiling 49 to create an operation space 50, which can be separated from other spaces of the SCV 42. It has a simple structure. The intention of this embodiment is as follows.
過酷事故時に隔離連通切替手段(ICSS)45が作動すると大量の水素ガスがSCV42内部に移行してくる可能性がある。PCV36の内部は従来のBWRにおいても事故前から常に窒素ガスで置換し酸素濃度を低減している。これにより、炉心燃料等から大量の水素ガスが発生しても水素爆轟の発生の可能性が全くないように設計されている。これは、BWRの優れた安全性の一つである。   If the isolation communication switching means (ICSS) 45 is activated during a severe accident, a large amount of hydrogen gas may move into the SCV 42. The interior of the PCV 36 is always replaced with nitrogen gas before the accident even in the conventional BWR to reduce the oxygen concentration. Thereby, even if a large amount of hydrogen gas is generated from core fuel or the like, it is designed so that there is no possibility of occurrence of hydrogen detonation. This is one of the excellent safety features of BWR.
しかるに、ICSS45の作動により大量の水素がSCV42内に放出されると、SCV42内の雰囲気が空気で酸素濃度が十分に高い場合は、水素爆轟が発生する可能性が生じてくる。これは、CV内の雰囲気を窒素で置換せずに空気雰囲気のまま運転している加圧水型軽水炉(PWR)の場合に一般に存在する過酷事故時の重大、かつ、最大のリスクの一つである。   However, when a large amount of hydrogen is released into the SCV 42 by the operation of the ICSS 45, a hydrogen detonation may occur if the atmosphere in the SCV 42 is air and the oxygen concentration is sufficiently high. This is one of the most serious and greatest risks in severe accidents that generally exist in the case of a pressurized water reactor (PWR) operating in an air atmosphere without replacing the atmosphere in the CV with nitrogen. .
このようなリスクの高い設計を排除するためには前述の通りSCV42の内部も常時窒素で置換して酸素濃度を低減して運転することが求められる。しかし、SCV42の自由空間体積は約5万m3程度あり、これを燃料交換のプラント停止時に毎回空気雰囲気に戻し、運転再開時にまた窒素で置換することは設備的にも時間的にも大きな負担となる。前述の通りPWRでいまだにCVを窒素置換できないのはこのためである。   In order to eliminate such a design with a high risk, as described above, the interior of the SCV 42 is always replaced with nitrogen to operate with a reduced oxygen concentration. However, the free space volume of the SCV 42 is about 50,000 m 3, and it is a heavy burden both in terms of equipment and time to return it to the air atmosphere every time the fuel exchange plant is stopped and to replace it with nitrogen when the operation is resumed. Become. This is why the CWR still cannot be substituted with nitrogen as described above.
本実施の形態では、オペフロ空間50をSCV42内の独立した空間として構成することにより、燃料交換停止時に立ち入る必要のあるオペフロ空間50だけを空気雰囲気に戻し、また、運転再開時に窒素置換することを可能とするものである。オペフロ空間50の自由空間体積は1.5万m3程度であり、従来のPCV36と同程度であるから雰囲気を窒素で置換することは容易となる。   In the present embodiment, by configuring the operating space 50 as an independent space in the SCV 42, only the operating space 50 that needs to be entered when the fuel exchange is stopped is returned to the air atmosphere, and nitrogen replacement is performed when the operation is resumed. It is possible. The free space volume of the operating space 50 is about 15,000 m @ 3, which is about the same as that of the conventional PCV 36, so that it is easy to replace the atmosphere with nitrogen.
また、天井49等にICSS51を設置することにより、過酷事故時には水素ガスがオペフロ空間50の内部にも流入できるようにしている。これにより過酷事故時には、SCV42内部のより広大な空間体積を用いて水素ガスによる圧力上昇を緩和できる構成としている。その一方で、空気雰囲気に戻す空間体積はより狭いオペフロ空間50だけで済むようにしている。   Further, by installing the ICSS 51 on the ceiling 49 or the like, hydrogen gas can flow into the operating space 50 in a severe accident. Thereby, at the time of a severe accident, it is set as the structure which can relieve the pressure rise by hydrogen gas using the vast space volume inside SCV42. On the other hand, the space volume to be returned to the air atmosphere is limited to the operation space 50 that is narrower.
このように構成された本実施の形態では、SCV42内を常時窒素で置換して酸素濃度を低減して運転することが現実的に可能となり、過酷事故時の水素爆轟のリスクを下げることが可能となる。   In the present embodiment configured as described above, it is practically possible to operate the SCV 42 by constantly replacing the inside of the SCV 42 with nitrogen to reduce the oxygen concentration, thereby reducing the risk of hydrogen detonation during a severe accident. It becomes possible.
水素による圧力上昇を緩和するためには、大型のCVを採用することが望まれる。しかし、大型のCVは空気雰囲気のまま運転せざるを得ないため、逆に、水素爆轟によりCVそのものの健全性が損なわれてしまうおそれがあった。従来のPWRの概念開発では、常にこのジレンマがあった。   In order to mitigate the pressure increase due to hydrogen, it is desirable to employ a large CV. However, since a large CV must be operated in an air atmosphere, the soundness of the CV itself may be impaired by a hydrogen detonation. The conventional PWR concept development has always had this dilemma.
本実施の形態によれば、PWR同様の大型のCVを採用していながら過酷事故時の水素爆轟のリスクを排除した軽水炉史上初めての原子力プラント概念を提供可能となる。なお、本発明は、BWRプラントに限らず、CV内にオペフロを有する原子力発電プラントの全てに適用が可能であることはいうまでもない。   According to the present embodiment, it is possible to provide the first nuclear power plant concept in the history of light water reactors that eliminates the risk of hydrogen detonation during severe accidents while employing a large CV similar to PWR. Needless to say, the present invention can be applied not only to a BWR plant but also to all nuclear power plants having an operation floor in a CV.
このように構成された本実施の形態においては、さらに以下の効果が得られる。過酷事故時にICSS45が作動すると、大量の水素だけではなく放射性の希ガスと有機ヨウ素がSCV42の内部に放出される。これら以外の粒子状の放射性物質や無機ヨウ素は、SP19を通過する際にほとんどがスクラビングによりSP19内にとどまり、WW18の気相部に移行して来ない。しかし放射性の希ガスと有機ヨウ素は全く水溶性を示さず全てWW18の気相部に移行し、さらにSCV42の内部に放出されてしまう。   In the present embodiment configured as described above, the following effects can be further obtained. When the ICSS 45 is activated during a severe accident, not only a large amount of hydrogen but also a radioactive noble gas and organic iodine are released into the SCV 42. Most of the particulate radioactive materials and inorganic iodine remain in SP19 by scrubbing when passing through SP19, and do not move to the gas phase portion of WW18. However, the radioactive noble gas and organic iodine are not water-soluble at all and all move to the gas phase portion of WW18 and are further released into the SCV42.
幸いにもこの段階ではSCV42内部の圧力上昇は少なく、これらの放射性物質がSCV42の外部に漏洩していく量は極わずかに限定される。しかし、その後、SP19の温度が上昇し、水蒸気が発生するようになるとSCV42の内圧が上昇していく。   Fortunately, the pressure increase inside the SCV 42 is small at this stage, and the amount of these radioactive substances leaking outside the SCV 42 is extremely limited. However, after that, when the temperature of the SP 19 rises and water vapor is generated, the internal pressure of the SCV 42 rises.
SCV42の内圧が上昇するとSCV42の漏洩率が上昇するが、本実施の形態の構成ではオペフロ天井部に設置されたICSS51が作動し、水蒸気に随伴して非凝縮性ガスの水素と窒素、さらに放射性希ガスと有機ヨウ素はオペフロ空間50の中に移行する。これによりSCV外周部44はSP19から連続的に供給される水蒸気で主に占められ、放射性希ガスと有機ヨウ素はオペフロ空間50内に閉じ込められる。その結果、SCV42の壁面から大気中に漏洩する放射性ガスの量を大幅に低減することが可能となる。
この効果を高めるためにオペフロ空間50に蒸気凝縮プールを設け、あるいは、燃料プールを用いて、ICSS51から流入する蒸気を凝縮することも可能である。
When the internal pressure of the SCV 42 increases, the leakage rate of the SCV 42 increases. However, in the configuration of the present embodiment, the ICSS 51 installed in the operating floor is activated, and hydrogen and nitrogen of non-condensable gas accompanying the water vapor, and further radioactive The rare gas and organic iodine migrate into the operating space 50. As a result, the SCV outer peripheral portion 44 is mainly occupied by water vapor continuously supplied from the SP 19, and radioactive noble gas and organic iodine are confined in the operating space 50. As a result, it is possible to greatly reduce the amount of radioactive gas leaking from the wall surface of the SCV 42 into the atmosphere.
In order to enhance this effect, it is also possible to provide a vapor condensing pool in the operating space 50, or to condense the vapor flowing from the ICSS 51 using a fuel pool.
さらに、本実施の形態によれば、従来のBWRおよびPWRに比べて放射性物質の閉じ込め機能が大幅に向上する。設計基準を大幅に超えるような過酷事故が発生してオペフロ空間50の中に放射性希ガスと有機ヨウ素が移行した場合であっても、オペフロ空間50の外部を別途SCV42等の壁面が隔てて二重に格納しているため、オペフロ空間50の壁面および天井が直接環境と接している場合に比べて放射性希ガスと有機ヨウ素の環境放出量可能性を著しく下げることが可能となる。   Furthermore, according to the present embodiment, the radioactive substance confinement function is greatly improved as compared with conventional BWR and PWR. Even if a severe accident that greatly exceeds the design standard occurs and radioactive noble gas and organic iodine migrate into the operating space 50, the wall of the SCV 42 or the like is separated from the outside of the operating space 50 separately. Due to the heavy storage, it is possible to significantly reduce the possibility of the release of radioactive noble gas and organic iodine to the environment as compared with the case where the wall and ceiling of the operating space 50 are in direct contact with the environment.
また、本実施の形態によれば、以下の効果が得られる。オペフロ47の下部にはPCCS熱交換器29とIC熱交換器26の安全上重要な機器が設置されている。SCV42に加えてオペフロ空間50は厚さ1m程度のコンクリート製の天井49と側壁48で取り囲まれ、二重となっているため、上部から航空機等が落下して来た場合でも、これらのPCCS熱交換器29とIC熱交換器26等の安全上重要な機器を防護する能力はオペフロ空間50が一重である場合に比較してさらに向上する。また、オペフロ空間50をコンクリート製の天井49と側壁48で防護することは燃料プールの防護上も効果的である。   Moreover, according to this Embodiment, the following effects are acquired. At the lower part of the operation floor 47, safety-critical devices such as the PCCS heat exchanger 29 and the IC heat exchanger 26 are installed. In addition to the SCV 42, the operating space 50 is surrounded by a concrete ceiling 49 and a side wall 48 having a thickness of about 1 m and is double, so even if an aircraft or the like falls from above, these PCCS heats The ability to protect safety-critical equipment such as the exchanger 29 and the IC heat exchanger 26 is further improved as compared with the case where the operating space 50 is single. Further, protecting the operating space 50 with the concrete ceiling 49 and the side wall 48 is also effective in protecting the fuel pool.
[第3の実施の形態]
次に図3により本発明に係わる原子炉格納容器の第3の実施の形態を説明する。本実施の形態は第2の実施の形態の変形例であって、二次原子炉格納容器として鋼製二次原子炉格納容器(SSCV)54を用いることを特徴とする。
[Third Embodiment]
Next, a third embodiment of a reactor containment vessel according to the present invention will be described with reference to FIG. This embodiment is a modification of the second embodiment, and is characterized in that a steel secondary reactor containment vessel (SSCV) 54 is used as the secondary reactor containment vessel.
このように構成された本実施の形態では、SSCV54自体に機密性があるので、内面にライナーを設置する必要がなくなり、コストが大幅に削減可能となる。また、鋼製であるので、外部への放熱効果が向上し、過酷事故時等にCVの圧力と温度をより低く保つ効果が期待できる。   In the present embodiment configured as described above, since the SSCV 54 itself has confidentiality, it is not necessary to install a liner on the inner surface, and the cost can be greatly reduced. In addition, since it is made of steel, the effect of heat radiation to the outside is improved, and the effect of keeping the pressure and temperature of CV lower during severe accidents can be expected.
原子炉格納容器を単に鋼製とした場合には原子炉格納容器の内圧が上昇すると漏洩率が増大し放射性ガスの環境放出量が増大する可能性があるが、本実施の形態では第2の実施の形態と同様にオペフロ空間50の内部に放射性の希ガスと有機ヨウ素を保持可能であるため、鋼製のSSCV54で構成しても放射性ガスが環境に漏洩する可能性およびその場合の漏洩する量を大幅に低減できる。
また、本実施の形態によれば、さらに以下の効果が得られる。
When the reactor containment vessel is simply made of steel, there is a possibility that the leakage rate will increase and the amount of radioactive gas released to the environment will increase if the internal pressure of the reactor containment vessel rises. Since the radioactive rare gas and organic iodine can be held in the operating space 50 as in the embodiment, the possibility that the radioactive gas leaks to the environment even in the case of the steel SSCV 54 and the leakage in that case. The amount can be greatly reduced.
Moreover, according to this Embodiment, the following effects are further acquired.
PCCSプールの冷却水の枯渇を仮定すると、SP19の温度上昇が起こり、WW18気相部に水蒸気が発生し、この水蒸気がSCV42の内部に隔離連通切替手段45を介して放出される。このとき、SCV外周部44に水蒸気だけでなく非凝縮性の水素と窒素が大量に存在すると、SSCV54の壁面で水蒸気が凝縮するとSSCV54の壁面近傍は非凝縮ガスが占めてしまい、水蒸気は壁面に効率的に接触することができなくなってしまう。このため、非凝縮性ガスが断熱材のように壁面に居座り水蒸気の冷却が効率的に行なえなくなる可能性がある。   Assuming that the cooling water of the PCCS pool is depleted, the temperature of the SP 19 rises, and water vapor is generated in the gas phase portion of the WW 18, and this water vapor is released into the SCV 42 via the isolation communication switching means 45. At this time, if not only water vapor but also a large amount of non-condensable hydrogen and nitrogen are present in the SCV outer peripheral portion 44, when water vapor condenses on the wall surface of the SSCV 54, the non-condensable gas occupies the vicinity of the wall surface of the SSCV 54, and It becomes impossible to contact efficiently. For this reason, there is a possibility that the non-condensable gas stays on the wall surface like a heat insulating material and the water vapor cannot be efficiently cooled.
しかし、本実施の形態によれば、水蒸気のSCV42の内部への放出より、SCV42の内圧が上昇するとともに、既に放出されていた水素と窒素がオペフロ空間50の内部に圧力差により押し込まれる。これにより、SCV外周部44はWW18気相部から連続的に供給される水蒸気により主に占められるようになる。SCV外周部44がほぼ水蒸気で占められので、鋼製のSSCV54での水蒸気の冷却が連続的に高効率で行なうことが可能となる。   However, according to the present embodiment, the internal pressure of the SCV 42 rises due to the release of water vapor into the SCV 42, and the hydrogen and nitrogen that have already been released are pushed into the operating space 50 due to the pressure difference. Thus, the SCV outer peripheral portion 44 is mainly occupied by water vapor continuously supplied from the WW18 gas phase portion. Since the SCV outer peripheral portion 44 is substantially occupied by water vapor, the water vapor can be continuously cooled by the steel SSCV 54 with high efficiency.
[第4の実施の形態]
次に、図4により本発明に係わる第4の実施の形態を説明する。本実施の形態は第3の実施の形態の変形例であって、SSCV54の外部にさらにコンクリート製の外部事象防護壁55を設けたことを特徴とする。
[Fourth Embodiment]
Next, a fourth embodiment according to the present invention will be described with reference to FIG. This embodiment is a modification of the third embodiment, and is characterized in that a concrete external event protection wall 55 is further provided outside the SSCV 54.
このように構成された本実施の形態においては航空機等の落下を想定してもSSCV54およびその内部の設備の健全性を維持することが可能となる。本実施の形態では、オペフロ空間50を別途厚さ1m程度のコンクリート製の天井49と側壁48により防護しているため、外部事象防護壁55の厚さを約60cmと薄くし軽量化することが可能である。
なお、更なる変形例として、外部事象防護壁55を、第1〜第3の実施の形態に適用することも可能である。
In the present embodiment configured as described above, it is possible to maintain the soundness of the SSCV 54 and its internal facilities even if an aircraft or the like is assumed to fall. In the present embodiment, the operating space 50 is protected by a concrete ceiling 49 and a side wall 48 having a thickness of about 1 m separately. Therefore, the thickness of the external event protection wall 55 can be reduced to about 60 cm to reduce the weight. Is possible.
As a further modification, the external event protection wall 55 can be applied to the first to third embodiments.
[第5の実施の形態]
次に、図5により本発明に係わる第5の実施の形態を説明する。本実施の形態は第4の実施の形態の変形例であって、外部事象防護壁55に外気取入れ口56と外気放出口57を設けたことを特徴とする。本実施の形態では、外気取入れ口56を高所としているため、さらに流路壁58を設置して外気の下降と上昇を促進する構造としている。外気取入れ口56を下方に設置する場合は流路壁58は必須ではない。
[Fifth Embodiment]
Next, a fifth embodiment according to the present invention will be described with reference to FIG. This embodiment is a modification of the fourth embodiment, and is characterized in that an external air intake port 56 and an external air discharge port 57 are provided in the external event protection wall 55. In the present embodiment, since the outside air intake 56 is a high place, a flow path wall 58 is further provided to promote the lowering and rising of the outside air. When the outside air inlet 56 is installed below, the flow path wall 58 is not essential.
このように構成された本実施の形態においては、過酷事故時等にSSCV54内の温度が上昇すると自然に外気による冷却が可能となり、事故後半永久的にSSCV54の冷却が可能となる。事故直後は炉心燃料からの崩壊熱が高いため、PCCS熱交換器29およびPCCSプール25により直接PCV36内部の冷却を行なう。PCCSによる冷却が継続している間は、SSCV54の内部は高温にはならない。   In the present embodiment configured as described above, when the temperature in the SSCV 54 rises at the time of a severe accident or the like, cooling by the outside air is naturally possible, and the SSCV 54 can be permanently cooled in the second half of the accident. Since the decay heat from the core fuel is high immediately after the accident, the PCV 36 is directly cooled by the PCCS heat exchanger 29 and the PCCS pool 25. While the cooling by the PCCS continues, the inside of the SSCV 54 does not reach a high temperature.
しかし、事故後1日程度で前記PCCSプール25の冷却水が枯渇すると炉心燃料から発生した熱は水蒸気となってPCCS熱交換器29およびベント管20を介してSP19に移行する。この際、PCCS熱交換器29では水蒸気はもはや凝縮されずに、SP19に到達して凝縮される。これによりSP19が飽和に達し、WW18の気相部に水蒸気が発生し、隔離連通切替手段(ICSS)45を介してしてSSCV54の気相部に移行し、SSCV54の圧力と温度が上昇する。   However, when the cooling water in the PCCS pool 25 is depleted about one day after the accident, the heat generated from the core fuel becomes steam and moves to the SP 19 via the PCCS heat exchanger 29 and the vent pipe 20. At this time, in the PCCS heat exchanger 29, the water vapor is no longer condensed but reaches SP19 and is condensed. As a result, SP 19 reaches saturation, water vapor is generated in the gas phase portion of WW 18, and the gas is transferred to the gas phase portion of SSCV 54 via isolation communication switching means (ICSS) 45, and the pressure and temperature of SSCV 54 rise.
SSCV54の壁面が高温になることによりSSCV54外壁部分の空気の温度が上昇し、外気放出口57から放出される。これを補うように外気取入れ口56から外気が流入し、連続的にSSCV54の壁面を冷却する。これによりSSCV54の温度上昇は抑制される。事故後1日を経過すると炉心燃料からの崩壊熱は十分に低減するため、このような外気の自然循環による冷却でCV41の冷却が可能となる。   As the wall surface of the SSCV 54 becomes hot, the temperature of the air in the outer wall portion of the SSCV 54 rises and is discharged from the outside air discharge port 57. Outside air flows from the outside air inlet 56 so as to compensate for this, and the wall surface of the SSCV 54 is continuously cooled. Thereby, the temperature rise of SSCV54 is suppressed. When one day has passed since the accident, the decay heat from the core fuel is sufficiently reduced, and thus the CV 41 can be cooled by such natural cooling of the outside air.
[第6の実施の形態]
次に、図6により本発明に係わる第6の実施の形態を説明する。本実施の形態は第6の実施の形態の変形例であって、WW18の外壁面に凝縮水還流装置59を設けたことを特徴とする。凝縮水還流装置59は凝縮水を収集する凝縮水サンプ60と隔離弁61とWW18内部に接続された配管を構成要素とする。
[Sixth Embodiment]
Next, a sixth embodiment according to the present invention will be described with reference to FIG. This embodiment is a modification of the sixth embodiment, and is characterized in that a condensate reflux device 59 is provided on the outer wall surface of the WW 18. The condensed water recirculation device 59 includes a condensed water sump 60 that collects condensed water, an isolation valve 61, and piping connected to the inside of the WW 18.
このように構成された本実施の形態においては過酷事故時にSP18のプール水が加熱されて水蒸気が発生し、隔離連通切替手段(ICSS)45を通ってSCV外周部44を上昇する。この水蒸気は、外気の自然冷却により冷却されたSSCV54の壁面によって冷却されて凝縮水となり、冷却水を凝縮水還流装置59によりSP19に戻すことが可能となる。これによりSP19の水位を維持することが可能となり、さらには、SP19と均一化された炉水により炉心燃料の冷却が半永久的に可能となる。   In the present embodiment configured as above, the pool water of SP 18 is heated and water vapor is generated in a severe accident, and the SCV outer peripheral portion 44 is raised through the isolation communication switching means (ICSS) 45. This water vapor is cooled by the wall surface of the SSCV 54 cooled by natural cooling of the outside air to become condensed water, and the cooling water can be returned to SP 19 by the condensed water reflux device 59. As a result, the water level of SP19 can be maintained, and furthermore, the core fuel can be cooled semipermanently by SP19 and the reactor water made uniform.
本実施の形態においては、運転員操作や非安全系の動作に期待することなく、CV41と炉心1の冷却が半永久的に可能となる。従来のESBWRではPCCSの水源が枯渇した段階で運転員操作もしくは非安全系にPCCSプール25への冷却水の補給を行なわないとPCV36が加圧破損に至るおそれがあったが、本実施の形態によれば、この課題を根本的に解決可能となる効果が得られる。   In the present embodiment, the CV 41 and the core 1 can be semi-permanently cooled without expecting operator operations or non-safety operations. In the conventional ESBWR, when the PCCS water source is exhausted, the PCV 36 may be damaged due to pressurization unless the operator operates or the cooling water is not supplied to the PCCS pool 25 in a non-safety system. According to the above, an effect that can fundamentally solve this problem is obtained.
[第7の実施の形態]
次に、図7により本発明に係わる第7の実施の形態を説明する。本実施の形態は第6の実施の形態の変形例であって、ICプール24にSSSCV54内部に開放されたIC蒸気放出ライン65とIC凝縮水還流装置62を設けたことを特徴とする。
[Seventh Embodiment]
Next, a seventh embodiment according to the present invention will be described with reference to FIG. This embodiment is a modification of the sixth embodiment, and is characterized in that the IC pool 24 is provided with an IC vapor discharge line 65 and an IC condensed water recirculation device 62 that are opened inside the SSSCV 54.
このように構成された本実施の形態では、ICプール24で発生した水蒸気をSSCV54の壁面で冷却して再びICプールに還流することが可能となり、ICプール24およびIC熱交換器26による炉心の冷却が半永久的に可能となる。長時間の外部電源喪失が発生した場合に、ICプール24とIC熱交換器26による炉蒸気の冷却を継続すると、ICプール24の冷却水は約1日で枯渇してしまう。これは、従来のESBWRのIC蒸気放出ラインは直接外気中に水蒸気を放出する設計となっているためである。これをもしPCV36内部に放出すると、PCV36の温度圧力が上昇し、いずれ破損してしまうため外気中に放出せざるを得ないという課題があった。   In this embodiment configured as described above, the water vapor generated in the IC pool 24 can be cooled by the wall surface of the SSCV 54 and returned to the IC pool again, and the core of the core by the IC pool 24 and the IC heat exchanger 26 can be recirculated. Cooling is possible semipermanently. If the cooling of the furnace steam by the IC pool 24 and the IC heat exchanger 26 is continued when the external power supply loss for a long time occurs, the cooling water of the IC pool 24 will be exhausted in about one day. This is because the conventional ESBWR IC vapor discharge line is designed to directly release water vapor into the outside air. If this is released into the PCV 36, the temperature and pressure of the PCV 36 will rise and eventually break down, causing a problem that it must be released into the outside air.
本実施の形態は、外気の自然冷却によりSSCV54の冷却が可能なため、IC蒸気放出ライン65により、水蒸気をSSCV54の内部に放出しこれを冷却凝縮することにより、ICプールに還流しICプールの水位を維持可能となる。これにより半永久的にICによる炉心冷却を継続可能となる。   In this embodiment, since the SSCV 54 can be cooled by natural cooling of the outside air, the IC vapor discharge line 65 discharges water vapor into the SSCV 54 and cools and condenses it to return to the IC pool to return to the IC pool. The water level can be maintained. Thereby, the core cooling by IC can be continued semipermanently.
[第8の実施の形態]
次に、図8により本発明に係わる第8の実施の形態を説明する。本実施の形態は第7の実施の形態の変形例であって、RPV2の下部にインターナルポンプ66を約10台程度設置することを特徴とする。
[Eighth Embodiment]
Next, an eighth embodiment according to the present invention will be described with reference to FIG. This embodiment is a modification of the seventh embodiment, and is characterized in that about 10 internal pumps 66 are installed below the RPV 2.
このように構成された本実施の形態においては、冷却水を炉心1に強制的に供給できるため、原子炉の出力を例えば170万KWeと極めて高くすることが可能となる。その際、炉心燃料の装荷量を増やした場合、過酷事故時に発生する可能性のある水素の量もこれに比例して増大してしまう。従来のESBWRでは大量水素の発生の可能性はPCV36の健全性を脅かす最大の要因であって、これがネックとなり原子炉出力の上限が決まっていた。   In the present embodiment configured as described above, the cooling water can be forcibly supplied to the core 1, so that the output of the nuclear reactor can be made extremely high, for example, 1.7 million KWe. At that time, if the amount of core fuel loaded is increased, the amount of hydrogen that may be generated during a severe accident also increases in proportion to this. In the conventional ESBWR, the possibility of the generation of large amounts of hydrogen is the biggest factor threatening the soundness of the PCV 36, and this has become a bottleneck and the upper limit of the reactor power has been determined.
本実施の形態の二重原子炉格納容器では、CV41の圧力は大幅に緩和されるため、原子炉出力の上昇にとっては、CV圧力は制約要因とはならない。その結果、インターナルポンプ66を設置することにより、原子炉出力を障害なく上昇させることが可能となる。これにより、発電単価が大幅に低減する効果が得られる。   In the double reactor containment vessel of the present embodiment, the CV 41 pressure is greatly relaxed, so the CV pressure is not a limiting factor for increasing the reactor power. As a result, by installing the internal pump 66, the reactor power can be increased without any obstacles. Thereby, the effect that a power generation unit price reduces significantly is acquired.
ESBWRは静的安全炉でGDCSを用いるため、RPVの長さを非常に長くして原子炉内の冷却水を大量に保持している必要がある。このため、建設コストがこの部分では上昇せざるを得ない。一方、プラント出力を増大してもRPVやPCVはあまり大きくする必要はない。したがって、本実施の形態のようにインターナルポンプが設置可能となり、プラント出力を大きくできることは経済性上の効果が非常に大きい。   Since ESBWR uses GDCS in a static safety reactor, the length of the RPV must be very long to hold a large amount of cooling water in the reactor. For this reason, the construction cost must be increased in this part. On the other hand, even if the plant output is increased, it is not necessary to increase RPV and PCV so much. Therefore, the internal pump can be installed as in the present embodiment, and the fact that the plant output can be increased has a great economic effect.
また、インターナルポンプ66により、冷却材の炉心流量を容易に制御可能となり、炉心の出力制御を簡便に行なえるようになり、制御棒による出力制御をあまり行なう必要がなくなる。これにより制御棒駆動系はステップ幅の大きい従来型のロッキングピストン方式が採用可能となり、コストの大幅な低減が図れる効果もある。ESBWRでは、よりステップ幅が小さいファインモーション型の制御棒駆動系を用いる必要があることからコスト上昇の問題があり、制御棒本数を低減するなどの炉心設計上極めて困難な設計を選択する必要があったが、本実施の形態ではこのような困難な設計を回避できる効果が得られる。   Further, the internal pump 66 makes it possible to easily control the core flow rate of the coolant, so that the output control of the core can be easily performed, and the output control by the control rod is not required to be performed so much. As a result, the control rod drive system can adopt a conventional rocking piston system having a large step width, which has the effect of significantly reducing costs. In ESBWR, it is necessary to use a fine-motion type control rod drive system with a smaller step width, so there is a problem of cost increase, and it is necessary to select a design that is extremely difficult in terms of core design, such as reducing the number of control rods. However, in this embodiment, an effect of avoiding such a difficult design can be obtained.
[第9の実施の形態]
次に、図9により本発明に係わる第9の実施の形態を説明する。本実施の形態は第8の実施の形態の変形例であって、本発明による二重原子炉格納容器の内部に、動的安全炉であるABWRと同様のRPV2とPCV36を設置したことを特徴とする。SP19がPCV36の最下部にある点は図11に示す従来のABWRの場合と同じである。SP19の冷却水は動的ECCSの水源となっており、冷却材喪失事故時等にRPV2およびDW11内に注入される。
[Ninth Embodiment]
Next, a ninth embodiment according to the present invention will be described with reference to FIG. This embodiment is a modification of the eighth embodiment, and is characterized in that the same RPV2 and PCV 36 as ABWR which is a dynamic safety reactor are installed inside the double reactor containment vessel according to the present invention. And The SP 19 is at the bottom of the PCV 36 as in the case of the conventional ABWR shown in FIG. The cooling water of SP19 is a water source for dynamic ECCS, and is injected into the RPV 2 and DW 11 when a coolant loss accident occurs.
本実施の形態が従来のABWRと異なる点は、RPV2がABWRのものより約2m以上長く、これにより炉心1の上端がダイアフラムフロア67よりも低い位置にあり、動的ECCSにより冷却水を注入し下部DW15およびペデスタル72の内部を冠水すると炉心1を上端まで完全に冠水できる点にある。ペデスタル72内の冷却水は破断口もしくは爆破弁(図示せず。)を介してRPV2内に侵入し、炉心1を冠水する。   The difference between the present embodiment and the conventional ABWR is that the RPV 2 is longer than that of ABWR by about 2 m or more, so that the upper end of the core 1 is at a position lower than the diaphragm floor 67, and cooling water is injected by dynamic ECCS. When the inside of the lower DW 15 and the pedestal 72 is submerged, the core 1 can be completely submerged to the upper end. The cooling water in the pedestal 72 enters the RPV 2 through a break opening or a blast valve (not shown) and floods the core 1.
本実施の形態が従来のABWRと異なるもう一つの点は、重力落下式炉心冠水系(GDCF)68をSCV外周部44に設置したことである。GDCF68としては、ウェットウェル18の気相部の壁面に隔離連通切替手段(ICSS)45を設置し、上部ドライウェル14の外部に凝縮水サンプ、凝縮水ドレンタンク、配管、隔離弁を配置する。   Another difference of this embodiment from the conventional ABWR is that a gravity drop type core submersion system (GDCF) 68 is installed in the SCV outer peripheral portion 44. As the GDCF 68, an isolation communication switching means (ICSS) 45 is installed on the wall surface of the gas phase portion of the wet well 18, and a condensed water sump, a condensed water drain tank, piping, and an isolation valve are arranged outside the upper dry well 14.
これにより、ウェットウェル18からSSCV54内にラプチャーディスク45を介して放出される水蒸気をSSCV54の壁面で冷却凝縮し、その凝縮水をGDCF68より配管および隔離弁を介し、下部ドライウェル15内に冷却水を重力により注水する。SSCV54の壁面を介して外気により冷却された凝縮水がペデスタル72に還流され、ペデスタル72を常に冠水し炉心の冠水維持が可能となる。   As a result, the water vapor discharged from the wet well 18 into the SSCV 54 via the rupture disk 45 is cooled and condensed on the wall surface of the SSCV 54, and the condensed water is cooled from the GDCF 68 through the piping and the isolation valve into the lower dry well 15. Water by gravity. Condensed water cooled by outside air is returned to the pedestal 72 through the wall surface of the SSCV 54, so that the pedestal 72 is always flooded and the core can be kept flooded.
従来のABWRでは、冷却材喪失事故時等にはPCV36の圧力が高くなり、仮にもしGDCF68を設置したとしてもPCV36の外部から重力でPCV36の内部に内圧に打ち勝って注水することは不可能であった。しかし、本実施の形態では、隔離連通切替手段(ICSS)45が作動しWW18の内圧とSSCV54の内圧は均圧化されている。DW11の内圧とWW18の内圧の差は、ベント管20の水没水深(数m)で決まっており、最大でも0.5気圧程度の差圧しかない。したがって、GDCF68の高さを数mとれば水頭差により冷却水がDW11内部に注入可能となる。   In the conventional ABWR, the pressure of the PCV 36 increases in the event of a loss of coolant, etc. Even if the GDCF 68 is installed, it is impossible to inject water from the outside of the PCV 36 by overcoming the internal pressure into the PCV 36 by gravity. It was. However, in this embodiment, the isolation / communication switching means (ICSS) 45 is operated, and the internal pressure of the WW 18 and the internal pressure of the SSCV 54 are equalized. The difference between the internal pressure of DW11 and the internal pressure of WW18 is determined by the submerged water depth (several meters) of the vent pipe 20, and has a differential pressure of about 0.5 atm at the maximum. Therefore, if the height of the GDCF 68 is set to several meters, the cooling water can be injected into the DW 11 due to a water head difference.
このように構成された本実施の形態においては、ABWRのような動的安全炉の場合であっても、事故後半永久的に外気の自然冷却によりCV41の冷却と炉心1の冠水維持が可能になる。この長期冷却モードの維持にはいかなる動的安全系の作動も必要としない。 仮にECCSが事故後長時間後に故障して停止してしまっても、本実施の形態では、炉心の冷却を維持することが可能である。即ち、本発明による二重原子炉格納容器により静的に安全性の維持が可能となる。   In the present embodiment configured as described above, even in the case of a dynamic safety reactor such as ABWR, it is possible to cool the CV 41 and maintain the flooding of the core 1 by natural cooling of the outside air permanently in the second half of the accident. Become. Maintenance of this long-term cooling mode does not require any dynamic safety system operation. Even if the ECCS fails and stops after a long time after the accident, the cooling of the core can be maintained in the present embodiment. That is, the double reactor containment vessel according to the present invention can maintain safety statically.
このようなプラント概念にあっては、動的ECCSはもはや、事故直後の炉心およびPCV内への冷却水注入を行ない、ペデスタル72および炉心1の短期的な冠水達成のみを行なえば良い。事故後長時間経つと電源喪失や大地震の発生の可能性も考える必要が出てくるが、本実施の形態では、仮にそのような大地震の発生を想定しても、CV41の内部だけで独立して安全性の維持が可能となる。大地震により海水系の故障や外部電源の喪失が長期にわたっても、本実施の形態では、粛々として安全性が維持される。プラント外部からの支援なしに安全性の維持が可能となる。   In such a plant concept, dynamic ECCS is no longer required to inject cooling water into the core and PCV immediately after the accident and only achieve short-term flooding of the pedestal 72 and core 1. Although it is necessary to consider the possibility of power loss and occurrence of a large earthquake after a long time after the accident, in this embodiment, even if such a large earthquake is assumed, It is possible to maintain safety independently. Even in the event of a seawater system failure or loss of an external power source due to a large earthquake, the safety of the present embodiment is frequently maintained in this embodiment. Safety can be maintained without assistance from outside the plant.
[第10の実施の形態]
次に、図10より本発明に係わる第10の実施の形態を説明する。本実施の形態は第9の実施の形態の変形例であって、WW18はPCV36の最上部に位置する。これによりレイズドSP70の水位を高く維持することが可能となり、配管および爆破弁を介してレイズドSP70内の水をRPV2内に導くことにより炉心1を常に冠水することが可能となる。
[Tenth embodiment]
Next, a tenth embodiment according to the present invention will be described with reference to FIG. This embodiment is a modification of the ninth embodiment, and the WW 18 is located at the top of the PCV 36. As a result, the water level of the raised SP 70 can be kept high, and the core 1 can always be submerged by guiding the water in the raised SP 70 into the RPV 2 through the piping and the blast valve.
このようなレイズドSPタイプのPCVは従来から考案されていたが、主蒸気配管等をレイズドSP70の下部から外部に導出する構造となるため、下部DWの空間体積が大きくなる傾向があった。そのため冷却材喪失事故時に下部DW15内に流入するSP水量を確保するためにSP水位を高くとる必要がある。DW11内部をベント管20の入り口部分まで満水しないとレイズドSP70に冷却水が還流しない構造となるため、最初からレイズドSP70の水量を大量に保有しておく必要がある。その結果、WW気相部体積が低減し、事故時のPCV圧力が許容できないほど高くなってしまう。   Such a raised SP type PCV has been conventionally devised, but since the main steam pipe and the like are led out from the lower part of the raised SP 70, the spatial volume of the lower DW tends to increase. Therefore, it is necessary to increase the SP water level in order to ensure the amount of SP water that flows into the lower DW 15 in the event of a coolant loss accident. Since the cooling water does not flow back to the raised SP 70 unless the inside of the DW 11 is filled up to the entrance of the vent pipe 20, it is necessary to hold a large amount of the raised SP 70 from the beginning. As a result, the volume of the WW vapor phase portion is reduced, and the PCV pressure at the time of the accident becomes unacceptably high.
これを回避しようとするとSP水位を低くして水量を確保するためにPCVの内径を大きくする必要がある。その結果、経済的に成立しないものになってしまうという課題があった。冷却水を別途、外部から注入する方法もあるがPCV内圧が高いため別途ポンプが必要になり、経済性および信頼性が低下するという課題があった。このような事情から実際にレイズドSPを用いた実炉は存在していない。   In order to avoid this, it is necessary to increase the inner diameter of the PCV in order to secure the amount of water by lowering the SP water level. As a result, there was a problem that it would not be economically feasible. There is another method of injecting cooling water from the outside, but since the PCV internal pressure is high, a separate pump is required, and there is a problem that the economy and reliability are lowered. Under such circumstances, there is no actual furnace that actually uses the raised SP.
上記のように構成された本実施の形態にあっては、WW18の気相部の圧力は隔離連通切替手段(ICSS)45からSSCV54内に放出されるので、WW18の気相部体積を確保するためにWW18の気相部高さを高くとる必要がなくなり、レイズドSP70の水位を十分に高くとり、SP水量を多量に確保することが可能となる。また、同様の理由により、WW18内の圧力が低いため、凝縮水還流装置59を設けることにより、重力により凝縮水をレイズドSP70に容易に還流し、レイズドSP70の水位を高く維持することが可能となる。さらに、必要に応じ、オペフロ空間50等に冷却水タンク(図示せず。)を設置し重力によりレイズドSP70に冷却水を補充することも容易に可能である。   In the present embodiment configured as described above, the pressure in the gas phase part of WW 18 is released from the isolation communication switching means (ICSS) 45 into the SSCV 54, so that the gas phase part volume of WW 18 is secured. Therefore, it is not necessary to increase the height of the vapor phase portion of WW18, and it becomes possible to secure a large amount of SP water by raising the water level of raised SP70 sufficiently high. For the same reason, since the pressure in the WW 18 is low, it is possible to easily return the condensed water to the raised SP 70 by gravity and maintain the raised SP 70 at a high water level by providing the condensed water reflux device 59. Become. Furthermore, if necessary, a cooling water tank (not shown) can be installed in the operating space 50 or the like, and the raised SP 70 can be easily replenished with gravity by gravity.
本実施の形態では、CV41は外気により冷却され、レイズドSPに凝縮水が還流し、さらにプール水が重力によりRPV2内に注入されるため、いっさいの動的システムの運転を継続することなく半永久的にプラントの安全性維持が可能となる。本実施の形態では炉心上端部とレイズドSP水との高低差が第8の実施の形態に比べてより大きく取れるため、炉心の冠水維持がより高信頼度で実施できる利点が得られる。   In this embodiment, the CV 41 is cooled by the outside air, the condensed water is recirculated to the raised SP, and the pool water is injected into the RPV 2 by gravity, so that it is semi-permanent without continuing the operation of any dynamic system. In addition, plant safety can be maintained. In the present embodiment, the difference in height between the upper end of the core and the raised SP water can be made larger than that in the eighth embodiment, so that the advantage of maintaining the flooding of the core with higher reliability can be obtained.
[その他の実施の形態]
以上、本発明の具体的な実施の形態について説明したが、これらの実施の形態の特徴を種々に組み合わせることも可能である。例えば、第8の実施の形態(図8)は第7の実施の形態にインターナルポンプ66を組み合わせた例であるが、インターナルポンプ66を第1〜第6の実施の形態と組み合わせることも可能である。
[Other embodiments]
Although specific embodiments of the present invention have been described above, the features of these embodiments can be combined in various ways. For example, although the eighth embodiment (FIG. 8) is an example in which the internal pump 66 is combined with the seventh embodiment, the internal pump 66 may be combined with the first to sixth embodiments. Is possible.
1…炉心、2…原子炉圧力容器(RPV)、3…シュラウド、4…炉水、5…給水配管、6…ダウンカマー、7…チムニー、8…気水分離器、9…ドライヤー、10…主蒸気配管、11…ドライウェル(DW)、12…RPVサポート、13…RPVスカート、14…上部DW、15…下部DW、16…隔離弁(爆破弁)、17…配管、18…圧力抑制室(ウェットウェル:WW)、19…圧力抑制プール(SP)、20…ベント管、21…隔離弁(爆破弁)、22…配管、23…減圧弁、24…原子炉隔離時コンデンサー(IC)プール、25…静的格納容器冷却系(PCCS)プール、26…IC熱交換器、27…隔離弁、28…配管、29…PCCS熱交換器、30…吸込み配管、31…気相部戻り配管、32…液相戻り配管、33…PCCSドレンタンク、34…注水配管、35…隔離弁、36…一次原子炉格納容器(PCV)、37…重力落下式炉心冷却系(GDCS)プール、38…PCVヘッド、39…ドーム天井、40…機器室、41…原子炉格納容器(CV)、42…二次原子炉格納容器(SCV)、44…SCV外周部、45…隔離連通切替手段(ICSS)、46…コアキャッチャー、47…運転床(オペフロ)、48…側壁、49…天井、50…オペフロ空間、51…隔離連通切替手段(ICSS)、52…レールサポート、53…クレーンガイドレール、54…鋼製二次原子炉格納容器(SSCV)、55…外部事象防護壁、56…外気取入れ口、57…外気放出口、58…流路壁、59…凝縮水還流装置、60…凝縮水サンプ、61…隔離弁、62…IC凝縮水還流装置、63…IC凝縮水サンプ、64…切替え弁、65…IC蒸気放出ライン、66…インターナルポンプ(RIP)、67…ダイアフラムフロア、68…重力落下式炉心冠水系(GDCF)、69…原子炉建屋(R/B)、70…上部圧力抑制プール(レイズドSP)、71…非常用炉心冷却系(ECCS)、72…ペデスタル。   DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Core, 2 ... Reactor pressure vessel (RPV), 3 ... Shroud, 4 ... Reactor water, 5 ... Feed water piping, 6 ... Downcomer, 7 ... Chimney, 8 ... Air-water separator, 9 ... Dryer, 10 ... Main steam piping, 11 ... Drywell (DW), 12 ... RPV support, 13 ... RPV skirt, 14 ... Upper DW, 15 ... Lower DW, 16 ... Isolation valve (blast valve), 17 ... Piping, 18 ... Pressure suppression chamber (Wetwell: WW), 19 ... Pressure suppression pool (SP), 20 ... Vent pipe, 21 ... Isolation valve (blasting valve), 22 ... Piping, 23 ... Pressure reducing valve, 24 ... Reactor isolation condenser (IC) pool 25 ... Static containment vessel cooling system (PCCS) pool, 26 ... IC heat exchanger, 27 ... Isolation valve, 28 ... Piping, 29 ... PCCS heat exchanger, 30 ... Suction piping, 31 ... Gas phase return piping, 32 ... Liquid phase return piping, 33 ... CCS drain tank, 34 ... water injection pipe, 35 ... isolation valve, 36 ... primary reactor containment vessel (PCV), 37 ... gravity drop reactor core cooling system (GDCS) pool, 38 ... PCV head, 39 ... dome ceiling, 40 ... Equipment room, 41 ... Reactor containment vessel (CV), 42 ... Secondary reactor containment vessel (SCV), 44 ... SCV outer periphery, 45 ... Isolation communication switching means (ICSS), 46 ... Core catcher, 47 ... Operating floor (Operating floor), 48 ... side wall, 49 ... ceiling, 50 ... operating space, 51 ... isolation communication switching means (ICSS), 52 ... rail support, 53 ... crane guide rail, 54 ... steel secondary reactor containment vessel (SSVC) ), 55 ... External event protection wall, 56 ... Outside air inlet, 57 ... Outside air outlet, 58 ... Flow path wall, 59 ... Condensate reflux device, 60 ... Condensate sump, 61 ... Isolation valve, 62 ... C condensate recirculation device, 63 ... IC condensate sump, 64 ... switching valve, 65 ... IC vapor discharge line, 66 ... internal pump (RIP), 67 ... diaphragm floor, 68 ... gravity drop core flood system (GDCF) 69 ... Reactor building (R / B), 70 ... Upper pressure suppression pool (raised SP), 71 ... Emergency core cooling system (ECCS), 72 ... Pedestal.

Claims (12)

  1. 原子炉圧力容器を収容するドライウェルと、圧力抑制プールを収容するウェットウェルと、前記ドライウェルと前記圧力抑制プールとを連絡するベント管と、を有する一次原子炉格納容器と、前記一次原子炉格納容器を収容し耐圧性を有する二次原子炉格納容器と、前記一次原子炉格納容器の上部でかつ前記二次原子炉格納容器の内側に設けられた運転床と、前記運転床の上部を側壁と天井で囲んで形成されたオペフロ空間と、前記原子炉二次格納容器の前記オペフロ空間の他の空間であって、該空間の雰囲気を窒素により置換し通常の空気よりも酸素濃度を低減した二次原子炉格納容器外周部と、前記ウェットウェルの気相部と前記二次原子炉格納容器外周部とを連絡する通路部と、この通路部に設けられた第1の隔離連通切替手段と、を備えた原子炉格納容器であって、
    前記第1の隔離連通切替手段は、設定した差圧に達すると前記ウェットウェルの気相部から前記二次原子炉格納容器外周部へ前記通路部を通して気体を流すとともに、前記二次原子炉格納容器は前記気体を外部に放出することなく前記二次原子炉格納容器内に保持し、前記気体に爆轟限界を超える濃度の水素が含まれている場合にも前記二次原子炉格納容器外周部での水素の爆轟を防止できることを特徴とする原子炉格納容器。
    A primary reactor containment vessel comprising: a dry well containing a reactor pressure vessel; a wet well containing a pressure suppression pool; and a vent pipe connecting the dry well and the pressure suppression pool; and the primary reactor A secondary reactor containment vessel that contains a containment vessel and has pressure resistance, an operation floor provided at an upper portion of the primary reactor containment vessel and inside the secondary reactor containment vessel, and an upper portion of the operation floor An operating space formed by being surrounded by side walls and a ceiling, and another space of the operating space of the reactor secondary containment vessel, the atmosphere of the space is replaced with nitrogen to reduce the oxygen concentration compared to normal air A secondary reactor containment vessel outer peripheral portion, a passage portion connecting the gas phase portion of the wet well and the secondary reactor containment vessel outer peripheral portion, and a first isolation communication switching means provided in the passage portion And Example was a reactor containment vessel,
    The first isolation communication switching means causes a gas to flow from the gas phase portion of the wet well to the outer peripheral portion of the secondary reactor containment vessel through the passage portion when the set differential pressure is reached, and to store the secondary reactor The container holds the gas in the secondary reactor containment vessel without releasing the gas to the outside, and the outer periphery of the secondary reactor containment vessel is also contained when the gas contains hydrogen at a concentration exceeding the detonation limit. Reactor containment vessel that can prevent detonation of hydrogen in the area.
  2. 前記オペフロ空間の雰囲気の酸素濃度を前記一次原子炉格納容器および前記二次原子炉格納容器外周部の雰囲気とは個別に変えることができるように構成されていることを特徴とする請求項1に記載の原子炉格納容器。   The oxygen concentration of the atmosphere in the operation space can be changed separately from the atmosphere in the outer periphery of the primary reactor containment vessel and the secondary reactor containment vessel. The described reactor containment vessel.
  3. 前記オペフロ空間の天井もしくは側壁に前記二次原子炉格納容器外周部と前記オペフロ空間とを連通する第2の隔離連通切替手段を設け、該第2の隔離連通切替手段は設定した差圧に達すると連通状態となり、事故時に前記一次原子炉格納容器から前記二次原子炉格納容器外周部に前記通路部を通って放出される放射性ガスを前記ウェットウェルから連続的に供給される水蒸気によって外部動力電源を使用せず静的に前記第2の隔離連通切替手段を通って前記オペフロ空間内に送り込み該オペフロ空間内に閉じ込め、前記原子炉二次格納容器の壁面から大気中に漏洩する放射性ガスの量を低減することを特徴とする請求項1又は2に記載の原子炉格納容器。   Provided on the ceiling or side wall of the operation space is a second isolation communication switching means for communicating the outer periphery of the secondary reactor containment vessel and the operation space, and the second isolation communication switching means reaches the set differential pressure. Then, in a communication state, the radioactive gas released through the passage from the primary reactor containment vessel to the outer periphery of the secondary reactor containment vessel in the event of an accident is externally powered by water vapor continuously supplied from the wet well. Without using a power source, the radioactive gas leaking into the atmosphere from the wall of the reactor secondary containment vessel is statically fed into the operation space through the second isolation communication switching means and confined in the operation space. The reactor containment vessel according to claim 1 or 2, wherein the amount is reduced.
  4. 前記二次原子炉格納容器は鋼製で、外側をさらに外部事象防護壁で覆い、該外部事象防護壁には外気取入れ口と外気出口が設けられ、前記外部事象防護壁と前記二次原子炉格納容器の間に沿って通気できるように構成され、
    事故時に前記一次原子炉格納容器から前記二次原子炉格納容器外周部に前記通路部を通って放出される非凝縮性の窒素ガスおよび水素ガスと前記二次原子炉格納容器外周部に事故前から存在している窒素ガスを前記ウェットウェルから連続的に供給される水蒸気によって前記第2の隔離連通手段を通って前記オペフロ空間に送り込み、前記二次原子炉格納容器外周部の雰囲気をほぼ水蒸気で占め前記二次原子炉格納容器内壁面での水蒸気の冷却が連続的に効率良く行うことができることを特徴とする請求項3に記載の原子炉格納容器。
    The secondary reactor containment vessel is made of steel, and the outside is further covered with an external event protection wall, and the external event protection wall is provided with an outside air intake and an outside air outlet, and the external event protection wall and the secondary reactor are Constructed to allow ventilation between the containment vessels,
    Non-condensable nitrogen gas and hydrogen gas released through the passage from the primary reactor containment vessel to the outer periphery of the secondary reactor containment vessel and the outer periphery of the secondary reactor containment vessel before the accident The nitrogen gas present from the wet well is continuously fed from the wet well through the second isolation communication means into the operation space, and the atmosphere in the outer periphery of the secondary reactor containment vessel is substantially steamed. 4. The reactor containment vessel according to claim 3, wherein water vapor cooling on the inner wall surface of the secondary reactor containment vessel can be performed continuously and efficiently.
  5. 前記二次原子炉格納容器外周部に一端が該二次原子炉格納容器外周部の水平面全域を覆い他端が前記圧力抑制プールに連結した凝縮水環流装置を設置し、前記ウェットウェルから前記二次原子炉格納容器外周部に放出される水蒸気を前記二次原子炉格納容器の内壁面で冷やすことによって凝縮させ、該凝縮水の一部は液膜となって前記二次原子炉格納容器の内壁に沿って前記凝縮水環流装置に環流し、一部は水滴となって前記二次原子炉格納容器の内壁より落下し直接前記凝縮水環流装置に環流し、一部は水滴となって前記二次原子炉格納容器の内壁より落下し前記オペフロ空間の外壁面に液膜を形成し該外壁面に沿って前記凝縮水環流装置に環流し前記凝縮水の全量を前記圧力抑制プールに環流する凝縮水環流装置を設置したこと、を特徴とする請求項1ないし4のいずれかに記載の原子炉格納容器。   A condensate water reflux device having one end covering the entire horizontal plane of the outer periphery of the secondary reactor containment vessel and the other end connected to the pressure suppression pool is installed on the outer periphery of the secondary reactor containment vessel, The water vapor discharged to the outer periphery of the secondary reactor containment vessel is condensed by being cooled on the inner wall surface of the secondary reactor containment vessel, and a part of the condensed water becomes a liquid film in the secondary reactor containment vessel. Circulate to the condensed water reflux device along the inner wall, a part of the water drops falls from the inner wall of the secondary reactor containment vessel and directly flows to the condensed water reflux device, and a part of the water drops drops to the water Falling from the inner wall of the secondary reactor containment vessel, forming a liquid film on the outer wall surface of the operating floor space, circulating to the condensed water circulation device along the outer wall surface, and circulating all the condensed water to the pressure suppression pool It features the installation of a condensed water reflux device The containment vessel according to any one of claims 1 to 4.
  6. 前記ドライウェルはインターナルポンプによる強制循環型の沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器を収納し、前記ウェットウェルは水位が前記炉心の上端部よりも下方に位置する圧力抑制プールを保持し、事故が発生した際に流出する冷却材および非常用炉心冷却系による注入水が、前記ドライウェルの内部を前記原子炉圧力容器の内部の炉心の上端部よりも高い高さまで冠水するように構成され、前記二次原子炉格納容器外周部に凝縮水サンプと凝縮水ドレンタンクと一端がこの凝縮水ドレンタンクに接続し隔離弁を介して他端が前記ドライウェルに開口した配管とからなる重力落下式炉心冠水系を設置し、
    前記ウェットウェルから前記二次原子炉格納容器外周部に放出される水蒸気を前記二次原子炉格納容器の内壁面で冷やすことによって凝縮させ、該凝縮水の一部は液膜となって前記二次原子炉格納容器の内壁に沿って前記凝縮水サンプに環流し、一部は水滴となって前記二次原子炉格納容器の内壁より落下し直接前記凝縮水サンプに環流し、一部は水滴となって前記二次原子炉格納容器の内壁より落下し前記オペフロ空間の外壁面に液膜を形成し該外壁面に沿って前記凝縮水サンプに環流し前記凝縮水の全量を前記重力落下式炉心冠水系によって前記ドライウェル内に環流し前記炉心の冠水維持を外部動力電源を一切使用せず静的にできることを特徴とする請求項1ないし4のいずれかに記載の原子炉格納容器。
    The dry well contains a reactor pressure vessel of a forced circulation boiling water reactor by an internal pump, and the wet well holds a pressure suppression pool whose water level is located below the upper end of the core, The coolant that flows out in the event of an accident and the water injected by the emergency core cooling system are configured to flood the interior of the dry well to a height higher than the upper end of the core inside the reactor pressure vessel. A gravity drop comprising a condensed water sump, a condensed water drain tank, and a pipe having one end connected to the condensed water drain tank and the other end opened to the dry well through an isolation valve on the outer periphery of the secondary reactor containment vessel Type reactor core submersion system,
    Water vapor discharged from the wet well to the outer periphery of the secondary reactor containment vessel is condensed by cooling on the inner wall surface of the secondary reactor containment vessel, and a part of the condensed water becomes a liquid film to form the liquid film. Recirculates to the condensed water sump along the inner wall of the secondary reactor containment vessel, part of the water drops fall from the inner wall of the secondary reactor containment vessel and directly circulate to the condensed water sump, and part of the water droplets And falls from the inner wall of the secondary reactor containment vessel to form a liquid film on the outer wall surface of the operating space, and circulates along the outer wall surface to the condensed water sump. The reactor containment vessel according to any one of claims 1 to 4, wherein the reactor core is submerged in the dry well and can be maintained statically without using any external power source.
  7. 前記ドライウェルはインターナルポンプによる強制循環型の沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器を収納し、前記ウェットウェルは水位が前記炉心の上端部よりも上方に位置する圧力抑制プールを保持し、事故が発生した際に流出する冷却材および非常用炉心冷却系による注入水が、前記ドライウェルの内部を前記原子炉圧力容器の内部の炉心の上端部よりも高い高さまで冠水するように構成され、配管および隔離弁を介して前記原子炉圧力容器および前記ドライウェル内部に前記圧力抑制プール水を重力により注入可能としたことを特徴とする請求項1ないし5のいずれかに記載の原子炉格納容器。   The dry well contains a reactor pressure vessel of a forced circulation boiling water reactor by an internal pump, and the wet well holds a pressure suppression pool whose water level is located above the upper end of the core, The coolant that flows out in the event of an accident and the water injected by the emergency core cooling system are configured to flood the interior of the dry well to a height higher than the upper end of the core inside the reactor pressure vessel. The reactor containment according to claim 1, wherein the pressure suppression pool water can be injected by gravity into the reactor pressure vessel and the dry well through a pipe and an isolation valve. container.
  8. 前記ドライウェルの上部に原子炉隔離時コンデンサープールが配置され、前記二次原子炉格納容器外周部に一端が該二次原子炉格納容器外周部の水平面全域を覆い一端が前記原子炉隔離時コンデンサープールに連結し残り一端が下部ドレン配管を構成し弁の切替により凝縮水の流れる先を切り替えるように構成された原子炉隔離時コンデンサー凝縮水環流装置を設置し、前記原子炉隔離時コンデンサーの排出水蒸気を前記原子炉二次格納容器内に放出し、前記二次原子炉格納容器の内壁面により冷やすことによって凝縮させ、該凝縮水の一部は液膜となって前記二次原子炉格納容器の内壁に沿って前記原子炉隔離時コンデンサー凝縮水環流装置に環流し、一部は水滴となって前記二次原子炉格納容器の内壁より落下し直接前記原子炉隔離時コンデンサー凝縮水環流装置に環流し、一部は水滴となって前記二次原子炉格納容器の内壁より落下し前記オペフロ空間の外壁面に液膜を形成し該外壁面に沿って前記原子炉隔離時コンデンサー凝縮水環流装置に環流し前記凝縮水の全量を前記原子炉隔離時コンデンサー凝縮水環流装置の前記弁の切替によって前記原子炉隔離時コンデンサープールに環流す凝縮水環流装置を設置したこと、を特徴とする請求項1ないし7のいずれかに記載の原子炉格納容器。   A condenser pool for reactor isolation is arranged above the dry well, and one end of the secondary reactor containment vessel outer peripheral portion covers the entire horizontal plane of the secondary reactor containment vessel outer periphery, and one end is the reactor isolation capacitor A condenser condensate water recirculation device is installed that is connected to the pool and the other end constitutes a lower drain pipe and the destination of the condensed water is switched by switching the valve. Water vapor is discharged into the reactor secondary containment vessel and condensed by being cooled by the inner wall surface of the secondary reactor containment vessel, and a part of the condensed water becomes a liquid film and the secondary reactor containment vessel The condenser condensate water recirculation system is circulated along the inner wall of the reactor, and a part of the water drops fall from the inner wall of the secondary reactor containment vessel and directly fall into the reactor isolation Recirculates to the Denser Condensate Water Circulation Device, part of which drops as water drops from the inner wall of the secondary reactor containment vessel, forms a liquid film on the outer wall surface of the operating space, and isolates the reactor along the outer wall surface A condensate water recirculation device that circulates to the condenser condensate water reflux device and circulates the total amount of the condensate water to the condenser pool during reactor isolation by switching the valve of the condenser condensate water recirculation device during the reactor isolation, A reactor containment vessel according to any one of claims 1 to 7.
  9. 前記隔離連通切替手段は、ラプチャーディスク、真空破壊弁、隔離弁のいずれかであることを特徴とする請求項1ないし8のいずれかに記載の原子炉格納容器。   The reactor containment vessel according to any one of claims 1 to 8, wherein the isolation communication switching means is any one of a rupture disk, a vacuum breaker valve, and an isolation valve.
  10. 炉心燃料を収納する原子炉圧力容器と、原子炉圧力容器を収容するドライウェルと、圧力抑制プールを収容するウェットウェルと、前記ドライウェルと前記圧力抑制プールとを連絡するベント管と、を有する一次原子炉格納容器と、前記一次原子炉格納容器を収容し耐圧性を有する二次原子炉格納容器と、前記一次原子炉格納容器の上部でかつ前記二次原子炉格納容器の内側に設けられた運転床と、前記運転床の上部を側壁と天井で囲んで形成されたオペフロ空間と、前記原子炉二次格納容器の前記オペフロ空間の他の空間であって、該空間の雰囲気を窒素により置換し通常の空気よりも酸素濃度を低減した二次原子炉格納容器外周部と、前記ウェットウェルの気相部と前記二次原子炉格納容器外周部とを連絡する通路部と、この通路部に設けられた第1の隔離連通切替手段と、を備えた原子炉格納容器と、から構成されたことを特徴とする原子力プラント。   A reactor pressure vessel for storing the core fuel; a dry well for storing the reactor pressure vessel; a wet well for storing the pressure suppression pool; and a vent pipe connecting the dry well and the pressure suppression pool. A primary reactor containment vessel, a secondary reactor containment vessel that contains the primary reactor containment vessel and has pressure resistance, and is provided above the primary reactor containment vessel and inside the secondary reactor containment vessel An operation floor formed by surrounding an upper part of the operation floor with side walls and a ceiling, and another space of the operation space of the reactor secondary containment vessel, the atmosphere of the space being made of nitrogen A secondary reactor containment vessel outer peripheral portion which is replaced and has a lower oxygen concentration than normal air, a passage portion connecting the gas phase portion of the wet well and the secondary reactor containment vessel outer peripheral portion, and this passage portion Set in First and isolation and connection switching means, a reactor containment vessel equipped with a nuclear power plant, characterized in that it is composed that is.
  11. 前記二次原子炉格納容器は鋼製で、外側をさらに外部事象防護壁で覆い、該外部事象防護壁には外気取入れ口と外気出口が設けられ、前記外部事象防護壁と前記二次原子炉格納容器の間に沿って通気できるように構成されたことを特徴とする請求項10に記載の原子力プラント。   The secondary reactor containment vessel is made of steel, and the outside is further covered with an external event protection wall, and the external event protection wall is provided with an outside air intake and an outside air outlet, and the external event protection wall and the secondary reactor are The nuclear power plant according to claim 10, wherein the nuclear power plant is configured to be ventilated between the containment vessels.
  12. 前記ドライウェルはインターナルポンプによる強制循環型の沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器を収納し、前記ウェットウェルは水位が前記炉心の上端部よりも下方に位置する圧力抑制プールを保持し、事故が発生した際に流出する冷却材および非常用炉心冷却系による注入水が、前記ドライウェルの内部を前記原子炉圧力容器の内部の炉心の上端部よりも高い高さまで冠水するように構成され、前記二次原子炉格納容器外周部に凝縮水サンプと凝縮水ドレンタンクと一端がこの凝縮水ドレンタンクに接続し隔離弁を介して他端が前記ドライウェルに開口した配管とからなる重力落下式炉心冠水系を設置したことを特徴とする請求項10又は11に記載の原子力プラント。
    The dry well contains a reactor pressure vessel of a forced circulation boiling water reactor by an internal pump, and the wet well holds a pressure suppression pool whose water level is located below the upper end of the core, The coolant that flows out in the event of an accident and the water injected by the emergency core cooling system are configured to flood the interior of the dry well to a height higher than the upper end of the core inside the reactor pressure vessel. A gravity drop comprising a condensed water sump, a condensed water drain tank, and a pipe having one end connected to the condensed water drain tank and the other end opened to the dry well through an isolation valve on the outer periphery of the secondary reactor containment vessel The nuclear power plant according to claim 10 or 11, wherein a nuclear core submersion system is installed.
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