JP2011196964A - 原子炉格納容器 - Google Patents

Abstract

【課題】仮想的な苛酷事故想定時の原子炉格納容器の健全性余裕を更に増大させることを目的とし、原子炉格納容器内に放出される核分裂生成物を効率的に除熱可能な原子炉格納容器を、簡素な変更によって実現する。
【解決手段】原子炉圧力容器を支持するペデスタルと、原子炉圧力容器より下方に位置し、かつペデスタルに囲まれて形成される下部ドライウェルと、原子炉圧力容器側面方向にありダイヤフロムフロアによって下部ドライウェルと区画された上部ドライウェルと、上部ドライウェルより下方でかつ、ペデスタルの径方向外側に配置され、内部に冷却材が充填されたサプレッション・チェンバとを有する原子炉格納容器において、
入口側が下部ドライウェルに開口し、その開口高さがサプレッション・チェンバ内の冷却材水面よりも上であり、かつ出口側がサプレッション・チェンバ内の冷却材中に開口する連通管を有する。
【選択図】図１

Description

本発明は原子炉格納容器に係り、特に万一のプラント異常時に原子炉格納容器内に放出される核分裂生成物を効率的に除熱するのに好適な原子炉格納容器に関する。

従来の原子炉格納容器の垂直方向断面図を図２に示す。符号１は原子炉格納容器全体を表しており、原子炉格納容器１は、上部ドライウェル２、下部ドライウェル３、上部ドライウェル２と下部ドライウェル３を区画するダイヤフロムフロア１３、サプレッション・チェンバ４、下部ドライウェル３を形成するペデスタル６、及び下部ドライウェル３より上方に設置される原子炉圧力容器７などから構成されている。なお、サプレッション・チェンバ４内には冷却材５が蓄えられている。

また原子炉格納容器１内の各部間は、以下のように連通されている。まず、ベント管８は一端を上部ドライウェル２内に開口し、もう一端をサプレッション・チェンバ４内の冷却材５の水面より下に開口している。原子炉圧力容器７を下方向から支持するペデスタル６には、連通路９が設けられている。連通路９は下部ドライウェル３及びベント管８内に開口しており、サプレッション・チェンバ４内冷却材５が下部ドライウェル３に流下しないように連通路９の開口高さは水面より上に設けられている。

以上の構成の原子炉格納容器において、原子炉の安全系が多重故障を起こすことを想定した仮想的な苛酷事故時には、原子炉圧力容器内に設置された炉心１０が溶融する可能性があり、この場合に溶融した炉心は最終的には下部ドライウェルで冷却されることが期待されている。

具体的には、原子炉圧力容器７内には炉心１０及び炉心１０を冷却するための冷却材５が存在しているため、溶融炉心１１は冷却材５と共に下部ドライウェル３内に落下することになる。このとき、落下した溶融炉心１１から発生する崩壊熱により、下部ドライウェル３内では蒸気が発生し、同時に、溶融炉心１１からはエアロゾル状及び気体状の核分裂生成物が放出される。

エアロゾル状と気体状の核分裂生成物、及び蒸気の発生によって下部ドライウェル３内は加圧され、下部ドライウェル３と上部ドライウェル２との圧力差を駆動力として、核分裂生成物と蒸気が連通路９を通して上部ドライウェル２へと流入する。上部ドライウェル２内で核分裂生成物から放出される崩壊熱は、上部ドライウェル２を構成する壁面１２を通しての自然対流空冷によって原子炉格納容器１の外に放出される。

ところで、核分裂生成物の崩壊熱を効率的に冷却するには、空冷方式よりも水冷方式の方が効率がよい。水冷方式として例えば、下部ドライウェル３内で発生した核分裂生成物を、上部ドライウェル２ではなく、サプレッション・チェンバ４内に蓄えた冷却材５中に導く方法が考えられる。係る水冷方式の具体事例として例えば実用新案文献１が、知られている。

実開昭５９−２７４９９号公報

特許文献１では、下部ドライウェル３とサプレッション・チェンバ４を接続する連通路９について、サプレッション・チェンバ側開口高さを冷却材の水面より下に開口させている。この結果、下部ドライウェル３で発生したエアロゾル状の核分裂生成物は連通路から冷却材中に放出される際に冷却材中に取り込まれるため、エアロゾル状核分裂生成物を冷却材中で水冷することができる。

これに対し、連通路９の下部ドライウェル側開口部は、下部ドライウェルの床面付近に開口している。従って、下部ドライウェル側の連通路開口高さが低すぎると、下部ドライウェルから上部ドライウェルへの連通路が原子炉圧力容器から落下した溶融炉心によって閉塞する可能性がある。

また、サプレッション・チェンバ内の圧力が下部ドライウェルよりも高くなると、サプレッション・チェンバ内の冷却材が下部ドライウェルに逆流する可能性がある。

本発明は以上の点を考慮してなされたもので、仮想的な苛酷事故発生を想定した時に、下部ドライウェル内に落下した溶融炉心から放出されるエアロゾル状核分裂生成物の崩壊熱を効率的に冷却可能な原子炉格納容器を提供することを目的とする。

本発明においては、原子炉圧力容器を支持するペデスタルと、原子炉圧力容器より下方に位置し、かつペデスタルに囲まれて形成される下部ドライウェルと、原子炉圧力容器側面方向にありダイヤフロムフロアによって下部ドライウェルと区画された上部ドライウェルと、上部ドライウェルより下方でかつ、ペデスタルの径方向外側に配置され、内部に冷却材が充填されたサプレッション・チェンバとを有する原子炉格納容器において、
入口側が下部ドライウェルに開口し、その開口高さがサプレッション・チェンバ内の冷却材水面よりも上であり、かつ出口側がサプレッション・チェンバ内の冷却材中に開口する連通管を有する。

また、サプレッション・チェンバと上部ドライウェルを接続するとともに、サプレッション・チェンバ側はサプレッション・チェンバ内の冷却材中に開口するベント管を有するのがよい。

また、連通路の出口がベント管内の冷却材水面下に開口しているのがよい。

本発明においては、原子炉圧力容器を支持するペデスタルと、原子炉圧力容器より下方に位置し、かつペデスタルに囲まれて形成される下部ドライウェルと、原子炉圧力容器側面方向にありダイヤフロムフロアによって下部ドライウェルと区画された上部ドライウェルと、上部ドライウェルより下方でかつ、前記ペデスタルの径方向外側に配置され、内部に冷却材が充填されたサプレッション・チェンバとを有する原子炉格納容器において、
入口側が下部ドライウェルに開口し、その開口高さがサプレッション・チェンバ内の冷却材水面よりも上であり、かつ出口側がサプレッション・チェンバ内の冷却材中に開口する連通管と、サプレッション・チェンバと下部ドライウェルの間に設置され、下部ドライウェル内の温度が上昇した時に溶融して開く溶融弁を有する。

また。サプレッション・チェンバと上部ドライウェルを接続するとともに、サプレッション・チェンバ側はサプレッション・チェンバ内の冷却材中に開口するベント管を有するのがよい。

また、サプレッション・チェンバと上部ドライウェル間に設けられ、サプレッション・チェンバ側の圧力が上部ドライウェル側よりも大きくなった時に、差圧によって開く真空破壊弁を有するのがよい。

また、連通路の出口が前記ベント管内の冷却材水面下に開口しているのがよい。

本発明の原子炉格納容器を用いれば、仮想的な苛酷事故時に溶融炉心から放出されるエアロゾル状核分裂生成物を水冷によって効率的に冷却することができる。これにより、原子炉格納容器を効率的に冷却することができるので、原子炉施設の安全性を更に向上させることができる。

原子炉格納容器の垂直方向断面図である。 従来の原子炉格納容器の垂直方向断面図である。 原子炉格納容器の垂直方向断面図である。 原子炉格納容器の垂直方向断面図である。

以下、本発明の実施例を、図を用いて説明する。

本発明の第１実施例を、図１を用いて説明する。図１は原子炉格納容器１の垂直方向断面図である。原子炉格納容器１は、炉心１０を内包する原子炉圧力容器７、上部ドライウェル２、下部ドライウェル３、上部ドライウェル２と下部ドライウェル３を区画するダイヤフロムフロア１３、ペデスタル６の外側かつ上部ドライウェル２の下側に位置するサプレッション・チェンバ４、上部ドライウェル２とサプレッション・チェンバ４を接続するベント管８、サプレッション・チェンバ４内に蓄えられた冷却材５などから構成されており、これらは図２と同じ構成のものである。

図２と図１で構成が相違する第１点は、下部ドライウェル３とサプレッション・チェンバ４を接続する溶融弁１４を新たに設けた点である。溶融弁１４は、下部ドライウェル３に溶融炉心１１が落下して下部ドライウェル３の温度が上昇した時に溶融して開くように設計する。この結果、サプレッション・チェンバ４内の冷却材５が、下部ドライウェル３に侵入し、原子炉圧力容器７内の冷却材と相俟って、大量の冷却材で溶融炉心１１を冷却することができる。

図２と図１で構成が相違する第２点は、連通路９がベント管８内で冷却材内に開口するように構成された点である。連通路９は入口側（下部ドライウェル３側）開口高さをサプレッション・チェンバ４内冷却材５の水面より上とし、出口側をサプレッション・チェンバ４内の冷却材５中に開口させる。具体的には、連通路９の出口側はベント管８内に開口させる。連通路９の下部ドライウェル３側開口高さをサプレッション・チェンバ４内冷却材５の水面より上とすることで、特許文献１の問題点であった、溶融炉心１１による連通路９の閉塞及びサプレッション・チェンバ４内冷却材５が下部ドライウェル３に連通路９を通して逆流する問題の発生を阻止できる。

以下、原子炉の安全系が多重故障を起こし、原子炉圧力容器内に設置された炉心が溶融して下部ドライウェル内に落下する仮想的な苛酷事故を想定して事象進展を説明する。

まず、炉心１０及び原子炉圧力容器７内に残存する冷却材５は原子炉圧力容器７の下部を貫通して下部ドライウェル３床面に落下する。

溶融炉心１１の落下によって、下部ドライウェル３内の空間温度が上昇して溶融弁１４が開き、サプレッション・チェンバ４内の冷却材５が下部ドライウェル３に流入して溶融炉心１１を冷却する。このとき落下した溶融炉心１１から発生する崩壊熱によって、冷却材５が沸騰して下部ドライウェル３内で蒸気が発生し、同時に溶融炉心１１からはエアロゾル状及び気体状の核分裂生成物が放出される。

エアロゾル状と気体状の核分裂生成物、及び蒸気の発生によって、下部ドライウェル３内は加圧され、下部ドライウェル３と上部ドライウェル２との圧力差を駆動力として、核分裂生成物と蒸気が下部ドライウェル３側から上部ドライウェル２側へと流れようとする。しかし、本発明の連通路９は出口側がサプレッション・チェンバ４内の冷却材５中に開口しているため、連通路９出口から放出された時に、蒸気は冷却材５によって冷却され、エアロゾル状の核分裂生成物は冷却材５中に取り込まれ、重力によってベント管８を沈降してサプレッション・チェンバ４に蓄積する。

以上、本発明によれば下部ドライウェル３に落下した溶融炉心１１で発生したエアロゾル状核分裂生成物は、連通路９出口から放出される際にサプレッション・チェンバ４内の冷却材５中に取り込まれて効率的に冷却されるので、苛酷事故時の原子炉安全性能を更に向上させることができる。

また、本実施例のように本発明を溶融弁１４と組み合わせると、エアロゾル状核分裂生成物をサプレッション・チェンバ４内の冷却材５中に沈降させつつ、サプレッション・チェンバ４内の冷却材５を下部ドライウェル３に供給することが可能となるので、下部ドライウェル３内に落下した溶融炉心１１を長期に亘って冷却することが可能となり、苛酷事故時の原子炉安全性能を更に向上させることができる。

以下、本発明の第２実施例を、図３を用いて説明する。図３は原子炉格納容器１の垂直方向断面図である。本実施例において、図１と構成が相違する第１点は、連通路９の出口側開口位置をベント管８内ではなくサプレッション・チェンバ４内としたものである。但し、開口位置（開口高さ）は、図１の実施例１と同じく、出口側はサプレッション・チェンバ４内の冷却材５中に開口させている。

また、図１と構成が相違する第２点は、上部ドライウェル２とサプレッション・チェンバ４とを、サプレッション・チェンバ４側の圧力が上部ドライウェル２側よりも大きくなった時に差圧によって自動的に開く真空破壊弁１５で接続した点である。

以下、原子炉の安全系が多重故障を起こし、原子炉圧力容器内に設置された炉心が溶融して下部ドライウェル内に落下する仮想的な苛酷事故を想定した事象進展を説明する。炉心１０が下部ドライウェル３に落下して溶融弁１４が開き、蒸気及び核分裂生成物が下部ドライウェル３で発生するところまでは実施例１と同じように事象が進展する。

本実施例では、下部ドライウェル３中で発生した核分裂生成物と蒸気は、下部ドライウェル３とサプレッション・チェンバ４との圧力差を駆動力として、連通路９を通じて、下部ドライウェル３側からサプレッション・チェンバ４側へと流れようとする。

この場合に、図１に示した実施例１と同様に、本発明の連通路９は出口側がサプレッション・チェンバ４内の冷却材５中に開口しているため、連通路９出口から放出された時に、蒸気は冷却材５によって冷却され、エアロゾル状の核分裂生成物は、冷却材５中に取り込まれ重力によってベント管８を沈降してサプレッション・チェンバ４に蓄積する。

更にその後、サプレッション・チェンバ４内は、気体状の核分裂生成物が蓄積することで加圧される。そして、サプレッション・チェンバ４側圧力が上部ドライウェル２側圧力よりも上昇すると、真空破壊弁１５が開き、サプレッション・チェンバ４の気相部に初期に封入されている非凝縮性ガス及び気体状の核分裂生成物の一部が上部ドライウェル２に放出される。

なお、上部ドライウェル２内で核分裂生成物から放出される崩壊熱は、上部ドライウェル２を構成する壁面１２を通しての自然対流空冷によって原子炉格納容器１の外に放出される。

以上のように、本実施例においても、実施例１同様、下部ドライウェル３に落下した溶融炉心１１で発生したエアロゾル状核分裂生成物は連通路９出口から放出される際にサプレッション・チェンバ４内の冷却材５中に取り込まれて効率的に水冷されるので、苛酷事故時の原子炉安全性能を更に向上させることができる。

また、実施例１同様、溶融弁１４と組み合わせていることで、下部ドライウェル３内に落下した溶融炉心１１を長期に亘って冷却することが可能である。本実施例でも実施例１と同じ効果が得られる。

本発明の第３実施例を、図４を用いて説明する。図４は原子炉格納容器１の垂直方向断面図である。本実施例は、実施例１、２とは異なり、ベント管８がペデスタル６に埋め込まれていない垂直ベント方式の原子炉格納容器１に本発明を適用したものである。

実施例２同様、連通路９は下部ドライウェル３とサプレッション・チェンバ４とを接続するように設置し、下部ドライウェル３側開口高さはサプレッション・チェンバ４内冷却材５の水面より上とし、出口側（サプレッション・チェンバ４側）はサプレッション・チェンバ４内の冷却材５中に開口させる。

また、実施例２同様、上部ドライウェル２とサプレッション・チェンバ４とを、サプレッション・チェンバ４側の圧力が上部ドライウェル２側よりも大きくなった時に差圧によって自動的に開く真空破壊弁１５で接続する。

本実施例における苛酷事故時の事象進展の様子は第２実施例に同じである。即ち、本実施例でも、実施例２同様、下部ドライウェル３に落下した溶融炉心１１で発生したエアロゾル状核分裂生成物は連通路９出口から放出される際にサプレッション・チェンバ４内の冷却材５中に取り込まれて効率的に水冷されるので、苛酷事故時の原子炉安全性能を更に向上させることができる。

１：原子炉格納容器
２：上部ドライウェル
３：下部ドライウェル
４：サプレッション・チェンバ
５：サプレッション・チェンバ内の冷却材
６：ペデスタル
７：原子炉圧力容器
８：ベント管
９：連通路
１０：炉心
１１：溶融炉心
１２：上部ドライウェル内壁
１３：ダイヤフロムフロア
１４：溶融弁
１５：真空破壊弁

Claims (7)

1. 原子炉圧力容器を支持するペデスタルと、前記原子炉圧力容器より下方に位置し、かつ前記ペデスタルに囲まれて形成される下部ドライウェルと、前記原子炉圧力容器側面方向にありダイヤフロムフロアによって前記下部ドライウェルと区画された上部ドライウェルと、該上部ドライウェルより下方でかつ、前記ペデスタルの径方向外側に配置され、内部に冷却材が充填されたサプレッション・チェンバとを有する原子炉格納容器において、
   入口側が前記下部ドライウェルに開口し、その開口高さが前記サプレッション・チェンバ内の冷却材水面よりも上であり、かつ出口側が前記サプレッション・チェンバ内の冷却材中に開口する連通管を有することを特徴とする原子炉格納容器。
2. 請求項１記載の原子炉格納容器において、
   前記サプレッション・チェンバと前記上部ドライウェルを接続するとともに、前記サプレッション・チェンバ側はサプレッション・チェンバ内の冷却材中に開口するベント管を有していることを特徴とする原子炉格納容器。
3. 請求項２記載の原子炉格納容器において、前記連通路の出口が前記ベント管内の冷却材水面下に開口していることを特徴とする原子炉格納容器。
4. 原子炉圧力容器を支持するペデスタルと、前記原子炉圧力容器より下方に位置し、かつ前記ペデスタルに囲まれて形成される下部ドライウェルと、前記原子炉圧力容器側面方向にありダイヤフロムフロアによって前記下部ドライウェルと区画された上部ドライウェルと、該上部ドライウェルより下方でかつ、前記ペデスタルの径方向外側に配置され、内部に冷却材が充填されたサプレッション・チェンバとを有する原子炉格納容器において、
   入口側が前記下部ドライウェルに開口し、その開口高さが前記サプレッション・チェンバ内の冷却材水面よりも上であり、かつ出口側が前記サプレッション・チェンバ内の冷却材中に開口する連通管と、前記サプレッション・チェンバと前記下部ドライウェルの間に設置され、前記下部ドライウェル内の温度が上昇した時に溶融して開く溶融弁を有することを特徴とする原子炉格納容器。
5. 請求項４記載の原子炉格納容器において、
   前記サプレッション・チェンバと前記上部ドライウェルを接続するとともに、前記サプレッション・チェンバ側はサプレッション・チェンバ内の冷却材中に開口するベント管を有していることを特徴とする原子炉格納容器。
6. 請求項５記載の原子炉格納容器において、
   前記サプレッション・チェンバと前記上部ドライウェル間に設けられ、サプレッション・チェンバ側の圧力が上部ドライウェル側よりも大きくなった時に、差圧によって開く真空破壊弁を有していることを特徴とする原子炉格納容器。
7. 請求項５記載の原子炉格納容器において、前記連通路の出口が前記ベント管内の冷却材水面下に開口していることを特徴とする原子炉格納容器。

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