JP3075077B2 - 原子力プラント - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、原子力プラントに係
り、特に使用済み核燃料の貯蔵設備を有する沸騰水型原
子炉プラントに適用するのに好適な原子力プラントに関
する。

【０００２】

【従来の技術】原子力発電プラントの、使用済み燃料貯
蔵プールのスペースを増大する方法に関する従来の技術
としては、特開昭56−1395号公報及び特開昭60−24496
号公報がある。

【０００３】特開昭56−1395号公報は、原子炉機器仮置
きプールを二重底構造にすることにより、蒸気乾燥器及
び気水分離器を二段重ねにして仮置きし、原子炉機器仮
置きプールのスペースを減少させることを示している。
この結果として２つの使用済燃料貯蔵プールが原子炉ウ
ェルを挟むように設けられる。また、特開昭60−24496
号公報は、原子炉ウェルを挟むように使用済燃料貯蔵プ
ールを配置し、これらの使用済燃料貯蔵プールの配列と
直行する方向で原子炉ウェルに隣接して原子炉機器仮置
きプールを配置している。特開昭60−24496 号公報は、
更に、原子炉機器仮置きプールと原子炉ウェル間の機器
移動用開口には、ガイドレールを有する仮設ガータを設
けることにより、一台の燃料交換機で燃料交換を行える
ようにしている。

【０００４】これらの従来技術は、いずれも複数の使用
済燃料貯蔵プールを設けて使用済燃料集合体の貯蔵容量
を増大させている。

【０００５】

【発明が解決しようとする課題】特開昭56−1395号公報
は、原子炉機器仮置きプール及び２つの使用済燃料貯蔵
プールの深さが同じになっている。すなわち、これらの
各プールの底面のレベルを等しくする必要がある。原子
炉格納容器の真上に使用済燃料貯蔵プールの一部が存在
する原子力発電プラントでは、原子炉機器仮置きプール
と使用済燃料貯蔵プールの底面レベルを等しくするため
には、使用済燃料貯蔵プールの上面のレベルを上げる必
要がある。これは、原子炉建屋高さの増大につながり原
子炉建屋の耐震性を強化する必要がある。

【０００６】一方、特開昭60−24496 号公報は、原子炉
機器仮置きプールと原子炉ウェル間の原子炉機器移動用
開口部において燃料交換機のガイドレールが仮設となっ
ているために、燃料交換機の耐震性が確保されない恐れ
がある。また、原子炉機器仮置きプールが使用済燃料貯
蔵プールの配列と直行して設けられるので、運転床の面
積を増大させないかぎり燃料交換時に、外したプールゲ
ート，しゃへいプラグ等を置くスペースを確保できなく
なり、原子炉建屋の横断面積を増加させなければならな
い。

【０００７】上記いずれの従来技術を適用する場合に
も、現行プラントに比べ耐震性を大幅に強化する必要が
生ずる。

【０００８】本発明の目的は、原子炉建屋の高さの増加
を抑制でき使用済燃料集合体の貯蔵スペースを増大でき
る原子力プラントを提供することにある。

【０００９】本発明の他の目的は、燃料交換時間を短縮
できる原子力プラントを提供することにある。

【００１０】本発明の他の目的は、原子炉容器内の構造
物が移動中に第１底面に配置されている燃料集合体の上
に落下する危険性を防止できる原子力プラントを提供す
ることにある。

【００１１】本発明の他の目的は、第２底面に仮置きし
た原子炉容器内の構造物が第１底面側に落下する危険性
を抑制できる原子力プラント及び原子力プラントにおけ
る燃料貯蔵方法を提供することにある。

【００１２】本発明の他の目的は、原子炉としての機能
を確保しつつ原子炉建屋の高さの増加をより抑制できる
原子力プラントを提供することにある。

【００１３】本発明の他の目的は、原子炉ウェルへの放
射線しゃへいプラグの設置が不要となり、燃料交換作業
時間を短縮できる原子力プラントを提供することにあ
る。

【００１４】本発明の他の目的は、貯蔵中における放射
能レベルが従来よりも低下し、かつ使用済燃料集合体の
貯蔵体数を著しく増大できる原子力プラントを提供する
ことにある。

【００１５】本発明の他の目的は、プール内の水を冷却
する設備の冷却容量を低減できる原子力プラントにおけ
る燃料貯蔵方法を提供することにある。

【００１６】

【００１７】

【課題を解決するための手段】上記の本発明の目的を達
成する本発明の特徴は、前記一対のガイドレールの間に
複数のプールを配置し、前記各々のプールは、前記原子
炉容器から取り出した使用済の燃料集合体を配置する第
１底面、及びこの第１底面よりも浅い第２底面を有し、
前記第２底面は、前記原子炉容器内の構造物を前記原子
炉容器内の燃料集合体の交換時に仮置できる広さを有す
ることにある。

【００１８】上記本発明の他の目的を達成する本発明の
他の特徴は、第２底面の一部は少なくとも前記原子炉格
納容器の真上に位置していることにある。

【００１９】上記本発明の他の目的は、前記第２底面を
前記プール内に設けられるキャスクピットと前記原子炉
ウェル側のプール側壁との間に設けることにある。

【００２０】上記本発明の他の目的は、前記原子炉容器
の高さが、前記燃料集合体内の燃料棒の長さの４倍以上
５倍以下であることによって達成できる。

【００２１】上記本発明の他の目的を達成する本発明の
特徴は、前記格納容器蓋を取り付けた状態で前記原子炉
ウェル内に充填された放射線しゃへい材である水を有す
ることにある。

【００２２】上記本発明の他の目的を達成する本発明の
特徴は、前記複数のプールの全第１底面は、前記原子炉
容器の炉心内に装荷されている全燃料集合体の３.５〜1
6.0倍の燃料集合体を保有できる広さを備えていること
にある。

【００２３】上記本発明の他の目的を達成する本発明の
特徴は、プール内に設けられたキャスクピットと原子炉
ウェル側のプール側壁との間に位置する前記第２底面上
に、前記原子炉容器内の燃料集合体の交換時に前記原子
炉容器内の構造物を仮置することにある。

【００２４】

【００２５】上記本発明の他の目的を達成する本発明の
他の特徴は、前記原子炉容器から取り出した使用済の燃
料集合体を配置する第１底面、及びこの第１底面よりも
浅くて前記原子炉容器内の構造物を仮置できる広さがあ
る第２底面を有し、かつ前記一対のガイドレールの間に
配置されている複数のプールの、それぞれの前記第１底
面の部分に、一回の燃料集合体の交換時に前記原子炉容
器内から取り出された使用済の燃料集合体を、分配して
貯蔵することにある。

【００２６】

【００２７】

【作用】複数のプールのそれぞれは、原子炉容器から取
り出した使用済の燃料集合体を配置する第１底面、及び
この第１底面よりも浅くて原子炉容器内の構造物を前記
原子炉容器内の燃料集合体の交換時に仮置できる広さが
ある第２底面を有しているので、その構造物を置く専用
の仮置きプールを設ける必要がなく、第１底面と第２底
面との高さの差だけ原子炉建屋高さの増大を抑制でき
る。従って、仮置きプールを別に設ける必要がなく、原
子炉建屋の高さの増加を抑制でき使用済燃料集合体の貯
蔵スペースを増大できる。

【００２８】原子炉格納容器の上方で少なくとも原子炉
容器の真上に設けられた原子炉ウェルを挟むように各プ
ールを配置しているので、燃料交換時間を短縮できる。

【００２９】第２底面の一部は少なくとも原子炉格納容
器の真上に位置しているので、原子炉容器内の構造物を
第２底面に仮置きするために移動させる場合に、燃料集
合体を配置している第１底面の上を通らないので、その
構造物が移動中に第１底面に配置されている燃料集合体
の上に落下する危険性を防止できる。

【００３０】

【００３１】第２底面はプール内に設けられるキャスク
ピットと原子炉ウェル側のプール側壁との間に設けられ
ているので、キャスクピットの側壁により、第２底面に
仮置きした原子炉容器内構造物が使用済燃料集合体を配
置した第１底面側に落下する危険性を解消することがで
きる。

【００３２】原子炉容器の高さが燃料集合体内の燃料棒
の長さの４倍以上５倍以下であるので、原子炉としての
機能を確保しつつ原子炉建屋の高さの増加をより抑制で
きる。原子炉容器の高さが燃料棒の長さの４倍よりも小
さくなると、原子炉容器内に設けられている構造物の高
さが小さくなり過ぎその機能を発揮できなくなる可能性
がある。原子炉容器の高さが燃料棒の長さの５倍以下に
することにより、原子炉建屋の高さの増加をより抑制で
きる。更に、原子炉としての機能を確保しつつ原子炉容
器をコンパクトにできる。

【００３３】格納容器蓋を取り付けた状態で前記原子炉
ウェル内に充填された放射線しゃへい材である水を有す
るので、従来、格納容器蓋を通して放射される放射線を
しゃへいするために原子炉ウェルに設けられていた放射
線しゃへいプラグが不要となり、放射線しゃへいプラグ
の移動に要した時間が不要になることにより燃料交換作
業時間が短縮される。さらに、放射線しゃへいプラグを
置くスペースを運転床に確保する必要がない。これは、
燃料交換時における運転床の活用計画の作成が非常に容
易になる。

【００３４】複数のプールの全第１底面は、前記原子炉
容器の炉心内に装荷されている全燃料集合体の３.５〜
１６.０倍の燃料集合体を保有できる広さを備えている
ので、貯蔵中における放射能レベルが従来よりも低下
し、かつ使用済燃料集合体の貯蔵体数を著しく増大でき
る。

【００３５】このプール内に設けられたキャスクピット
とプールの側壁間に位置する第２底面上に、原子炉容器
内の構造物を仮置するので、キャスクピットの側壁によ
り、第２底面に仮置きした原子炉容器内の構造物が第１
底面側に落下する危険性を抑制できる。

【００３６】原子炉容器から取り出した使用済の燃料集
合体を配置する第１底面、及びこの第１底面よりも浅く
て原子炉容器内の構造物を仮置きできる広さがある第２
底面を有し、かつ一対のガイドレールの間に配置されて
いる複数のプールの、それぞれの第１底面の部分に、一
回の燃料集合体の交換時に原子炉容器内から取り出され
た使用済の燃料集合体を、分配して貯蔵するので、プー
ル内における原子炉容器から取り出された温度の高い使
用済燃料集合体一体あたりの冷却水量が多くなり、プー
ル内の水を冷却する設備の冷却容量を低減できる。

【００３７】

【００３８】

【実施例】本発明の第１の実施例である沸騰水型原子力
発電プラントを図１，図２，図３を用いて説明する。

【００３９】格納容器２２は、原子炉建屋３４内に設け
られている。原子炉圧力容器２０は、格納容器２２内に
設置される。

【００４０】図３は、原子炉圧力容器２０の内部構造を
示している。原子炉圧力容器２０は、内部に、多数の燃
料集合体１１を配置した炉心９を有する。炉心９は、炉
心シュラウド１４によって取り囲まれている。冷却材で
ある冷却水は、炉心９内に導かれて燃料集合体１１内の
燃料棒によって加熱され、蒸気となる。蒸気は、冷却水
と混ざり合った状態で炉心９上部のシュラウドヘッド１
５に達する。蒸気と水の気液二相流は、スタンドパイプ
１６を通って気水分離器１７に流入する。気水分離器１
７は、その入口に旋回羽根（図示せず）を設けられる。
気水分離器１７内部における気液二相流は、旋回流とな
る。この旋回による遠心力が蒸気，水に作用する。水
は、蒸気よりも比重が大きいので、遠心力の作用を大き
く受ける。このため、気液二相流内の水分は、気水分離
器１７の内壁面に押し付けられる。蒸気に作用する遠心
力が水に比べて小さいので、蒸気と水は気水分離器１７
内で分離される。分離された蒸気は、気水分離器１７上
部から排出される。排出された蒸気はわずかな水滴を含
む。気水分離器１７から排出された蒸気は、蒸気乾燥器
１８に導かれる。ここで、蒸気中に含まれる微小な液滴
が除去される。蒸気乾燥器１８を通過した蒸気は、原子
炉圧力容器２０上部の蒸気ドームを経た後、原子炉圧力
容器２０側面に設けられた主蒸気ノズル１９から主蒸気
配管２７に吐出される。この蒸気は、主蒸気配管２７を
通って蒸気タービン（図示せず）に供給され、蒸気ター
ビンに回転力を与える。

【００４１】蒸気乾燥器１８は、図４に示すように、多
数の波板１０を水平方向に並列に配置し、これらの波板
１０相互間に蒸気が通る通路４７を有する。液滴分離板
４６が、波板１０から通路４７内に突出している。これ
らの液滴分離板４６は、通路４７内を流れる蒸気中に含
まれる液滴を除去する。すなわち、蒸気中に含まれる液
滴は、液滴分離板４６に衝突することによって除去され
る。従来の蒸気乾燥器は、片側の山の数が４程度ある曲
折数の波板を用いていた。しかしながら、本実施例にお
いて用いられる蒸気乾燥器１８は、片側の山の数が従来
の半分である２の曲折数の波板１０を用いている。この
ため、蒸気乾燥器１８は、一体当たりの横断面積を小さ
くできる。蒸気乾燥器１８の設置面積の低減により、直
径が同じ原子炉圧力容器２０内に、図５及び図６に示す
ように、より多くの蒸気乾燥器１８が設置できる。従っ
て、蒸気乾燥器１８の高さを低くしても、従来の蒸気乾
燥器と同等の入口面積を確保できる。この場合、蒸気乾
燥器１８の高さは１ｍ程度低くできるので、原子炉圧力
容器２０の高さを２０ｍ程度にまで低くできる。図６に
おいて、中心より左側に配置された６つの蒸気乾燥器１
８は、図４に示すように図面の左から右に向かって蒸気
が流れる。これに対して、中心より右側に配置された６
つの蒸気乾燥器１８は図４とは逆向きに配置され、蒸気
は図６において右から左に向かって流れる。

【００４２】原子炉建屋３４の詳細な構造を図１を用い
て以下に説明する。

【００４３】原子炉圧力容器２０は、格納容器２２内に
設置される。格納容器２２は、コンクリート製の格納容
器本体４８及び格納容器本体４８の上部に着脱可能に取
り付けられる鋼製の格納容器蓋２３を有する。格納容器
本体４８は、内部にライニング板が施されている。使用
済燃料貯蔵プール２５Ａ及び２５Ｂは、原子炉ウェル２
４の両側に１つずつ配置される。使用済燃料貯蔵プール
２５Ａ及び２５Ｂ、及び原子炉ウェル２４は、図２に示
すように、燃料交換機２８が移動する一対のガイドレー
ル２９の間に直線状に配置される。原子炉の運転時にお
いて、使用済燃料貯蔵プール２５Ａ及び２５Ｂと原子炉
ウェル２４とは、プールプラグ３０によってそれぞれ仕
切られている。使用済燃料貯蔵プール２５Ａ及び２５Ｂ
は、内部に冷却水を充填する。原子炉の運転時におい
て、原子炉ウェル２４は格納容器蓋２３を底の一部とし
ている。

【００４４】使用済燃料貯蔵プール２５Ａ及び２５Ｂ
は、第１底面２Ａ，２Ｂ及び第１底面２Ａ，２Ｂよりも
浅い第２底面３Ａ，３Ｂをそれぞれ有する。原子炉圧力
容器２０から取り出された使用済燃料集合体は、使用す
み燃料貯蔵ラック(図示せず)内に挿入された状態で第１
底面２Ａ，２Ｂにそれぞれ配置される。第２底面３Ａ，
３Ｂは、燃料交換時に原子炉圧力容器２０から取り出さ
れた原子炉容器内の構造物である気水分離器１７及び蒸
気乾燥器１８を少なくとも一方を配置できる広さを有す
る。第２底面３Ａ，３Ｂの一部は、少なくとも格納容器
２２の真上に位置する。具体的には、使用済燃料貯蔵プ
ール２５Ａ及び２５Ｂの各底面及び側壁はライニング板
により被われているが、第２底面３Ａ，３Ｂの一部は格
納容器本体４８の上面に設けられたライニング板を含ん
でいる。原子炉ウェル２４は、原子炉の運転時において
も放射線しゃへい体として機能する水を満たしている。
この水は、格納容器２２上部の放射線防護を行う。水に
より格納容器２２上部を放射線防護する、いわゆる水し
ゃへいを行うことにより、燃料交換時に運転床３３に並
べる機器の数を低減できる。

【００４５】従来、格納容器２２上部の放射線防護は、
厚さ約２ｍのコンクリート製ブロックにより行われてい
る。コンクリートの比重は２.３ 程度なので、水でコン
クリートと同等のしゃへい能力を得るためには、格納容
器ヘッド２３上部に５ｍ程度の水深が必要となる。本実
施例においては、蒸気乾燥器１８の高さを低減すること
により、原子炉圧力容器２０の全高が１ｍ程度低くでき
る。従って、従来のＡＢＷＲ型原子炉と同等の格納容器
において、原子炉圧力容器２０の高さが低くなった分だ
け格納容器蓋２３を下げることができ、水しゃへいに必
要な原子炉ウェル２４の水深さを確保できる。運転床３
３のスペースに余裕があれば、従来と同様に原子炉ウェ
ル２４の上部にコンクリートのしゃへいブロックを設置
し、格納容器２２上部の放射線防護を行ってもよい。ま
た、水しゃへいとコンクリートブロックを併用すること
も可能である。

【００４６】原子炉圧力容器２０は、格納容器２２内の
ドライウェル１内に配置される。原子炉圧力容器２０
は、ペデスタルに設置される。格納容器２２内は、ペデ
スタル及び隔離床によってドライウェル１と圧力抑制室
５に分離される。圧力抑制室５は、冷却水プールを有す
る。２つの格納容器トンネル７が圧力抑制室５を貫通
し、原子炉圧力容器２０の下方に位置する下部空間８に
達する。保守点検員は、この格納容器トンネル内を通っ
て下部空間８にアクセスできる。

【００４７】図２に、燃料交換時に原子炉等より取り外
した機器を運転床３３に配置した状態を示す。

【００４８】燃料交換時には、原子炉ウェル２４内の水
を一旦抜いた後、格納容器ヘッド２３，原子炉圧力容器
２０に取り付けられている原子炉圧力容器保温材３５，
原子炉圧力容器２０の上端部の原子炉圧力容器ヘッド２
１をこの順に取り外す。これらは、天井クレーン６を用
いて運転床３３に図２のように配置される。主蒸気ライ
ンプラグ３２を用いて主蒸気ノズル１９からの水の流出
防止の措置を行った後、原子炉圧力容器２０内の上部領
域及び原子炉ウェル２４に水を満たす。主蒸気ラインプ
ラグ３２、４つある主蒸気ノズル１９を原子炉圧力容器
２０の内側から封鎖する機能を有する。プールプラグ３
０は、使用済燃料貯蔵プール２５Ａ及び２５Ｂと原子炉
ウェル２４とをそれぞれ連絡する通路である各プールゲ
ート３６にそれぞれ設けられる。これらのプールプラグ
３０が天井クレーン６を用いて取り外され、運転床３３
に置かれる。原子炉圧力容器２０内から取り外された蒸
気乾燥器１８は、プールゲート３６を通って使用済燃料
貯蔵プール２５Ａの第２底面３Ａに仮置きされる。その
際、蒸気乾燥器１８は、使用済燃料貯蔵プール２５Ａ内
に設けられたキャスクピット３１と使用済燃料貯蔵プー
ル２５Ａの原子炉ウェル２４側の側壁との間に配置され
る。原子炉圧力容器２０内から取り外された気水分離器
１７は、プールゲート３６を通って使用済燃料貯蔵プー
ル２５Ｂの第２底面３Ｂに仮置きされる。気水分離器１
７は、使用済燃料貯蔵プール２５Ｂ内に設けられたキャ
スクピット３１と使用済燃料貯蔵プール２５Ｂの原子炉
ウェル２４側の側壁との間に配置される。気水分離器１
７及び蒸気乾燥器１８は、天井クレーン６によって移動
される。プールゲート３６は、気水分離器１７または蒸
気乾燥器１８を通せるだけの幅が必要である。

【００４９】キャスクピット３１と使用済燃料貯蔵プー
ル２５Ａの側壁との間の第２底面に仮置きされた気水分
離器１７及び蒸気乾燥器１８が、第１底面側に位置する
キャスクピット３１により遮られているので、使用済燃
料集合体が貯蔵されている第１底面に落ちることを防止
できる。このため、第１底面に貯蔵された使用済燃料集
合体が、気水分離器１７または蒸気乾燥器１８によって
損傷を受ける危険性がなくなる。第２底面３Ａ，３Ｂの
一部は、少なくとも格納容器２２の真上、すなわち原子
炉ウェル２４側に配置されるので、気水分離器１７及び
蒸気乾燥器１８が第１底面の上を移動させる必要がな
い。これは、気水分離器１７及び蒸気乾燥器１８が移動
中に第１底面に貯蔵された使用済燃料集合体上に落下す
る事態を避けることにつながる。本実施例は、原子炉ウ
ェル２４内に水しゃへいを適用したため、従来、原子炉
ウェル２４の上端部に設けられたコンクリート製のしゃ
へいブロックを仮置きする運転床３３でのスペースが不
要となった。一方、プールプラグ３０は従来より大型化
したが、不要となったしゃへいブロックを仮置きするス
ペースが流用できる。

【００５０】使用済燃料集合体は、第１底面に設置され
た燃料貯蔵ラック内に上方より挿入されて燃料貯蔵ラッ
ク内に保管される。使用済燃料集合体の上方からの燃料
貯蔵ラック内への挿入は、使用済燃料集合体の貯蔵密度
の向上が図れるという利点が有り、従来より採用されて
いる。放射線しゃへいに寄与する水層の厚さも含めて、
第１底面の水深さは燃料集合体の長さの２倍以上にすべ
きである。しかしながら、気水分離器１７及び蒸気乾燥
器１８は、貯蔵ラック等に挿入する必要がなく、水平に
移動して第２底面に仮置きすることができる。このた
め、気水分離器１７及び蒸気乾燥器１８を仮置きする第
２底面の水深さは、第１底面の水深さよりも浅くてもよ
い。このような使用済燃料貯蔵プール２５Ａ及び２５Ｂ
は、気水分離器１７及び蒸気乾燥器１８を仮置き可能な
広さを有する第２底面３Ａ，３Ｂを有するので、第２底
面と使用済燃料集合体が配置される第１底面(２Ａ，２
Ｂ)とのレベル差の分だけ、運転床３３のレベルを増加
させることを抑制できる。本実施例に特開昭56−1395号
公報に示す使用済燃料貯蔵プールを適用した場合、運転
床３３のレベルは、第２底面３Ａのレベルに、運転床３
３と第１底面２Ａとのレベル差を加えた位置となる。こ
れでは、運転床３３のレベルが第２底面と第１底面との
レベルの差だけ高くしなければならず、結果としてその
分だけ原子炉建屋が高くなる。本実施例は、上記のよう
に、第２底面と第１底面とのレベル差の分だけ運転床３
３のレベル上昇を抑制できる。これは、原子炉建屋の高
さの上昇抑制につながり、原子炉建屋の耐震強度を増大
させる必要がない。また、本実施例は、特開昭60−2449
6 号公報のように、２つの使用済燃料貯蔵プールとは別
に機器仮置きプールを形成することも不要となる。

【００５１】格納容器本体４８は、ドライウェル１内に
おける機器の配置及び保守点検のための領域確保の観点
から必要な高さを確保しなければならない。このため、
格納容器本体４８の高さを低くできない。

【００５２】本実施例のように蒸気乾燥器１８の高さを
低減して原子炉圧力容器２０の高さを低くした場合は、
その分を格納容器本体４８の高さの低減に使用すること
により、使用済燃料貯蔵プールの第２底面のレベルを下
げることができる。これは、運転床３３のレベルを下げ
ることにつながり、原子炉建屋の高さをより低くするこ
とができる。

【００５３】原子炉ウェル２４内での水しゃへい構造の
採用により従来用いられていたコンクリート製のしゃへ
いブロックのような重量物が不要になる。これは、以下
の効果を奏する。第１には、使用済燃料貯蔵プール２５
Ａ，２５Ｂを原子炉ウェル２４両側に配置すると、重量
物が使用済燃料集合体を貯蔵するプール２５の近くを通
過する可能性が生ずるが、水しゃへいによりこの問題を
回避できる。重量物の低減は、定期点検の期間短縮にも
効果がある。水しゃへいを行った場合、格納容器蓋２３
等の取り外しには、原子炉ウェル２４を満たした水を抜
きさえすればよい。使用済燃料集合体は、燃料交換機２
８を用いて炉心９から使用済燃料貯蔵プール２５Ａまた
は２５Ｂに移動させる。使用済燃料集合体を使用済燃料
貯蔵プール内を移送する際、燃料集合体が冷却水の水面
よりも上方にでないように、水中を移動させる。使用済
燃料貯蔵プール２５Ａ，２５Ｂはいずれも燃料交換機２
８が移動する一対のガイドレール２９間にあるので、燃
料交換機２８は１台あればよい。燃料交換は、一度の定
期点検時には、炉心内に装荷されている全燃料集合体の
１／４を使用済燃料貯蔵プールに取り出し、新燃料集合
体と交換するサイクルが一般的である。使用済燃料貯蔵
プールは、使用済燃料集合体の他、常に炉心内の全燃料
集合体１１を貯蔵できる容量を持っている。

【００５４】使用済燃料集合体の貯蔵容量の考え方につ
いては以下の通りである。

【００５５】まず、使用済燃料集合体の貯蔵量の下限に
ついては、燃料交換直後の運転床３３の放射能レベル以
下になるまで最低限使用済燃料プール２５内に貯蔵する
とする。使用済燃料貯蔵プール２５Ａ，２５Ｂの水深さ
は、例えば１１.５ｍ のものがある。一方によると、燃
料集合体頂部から水面までの距離を３０００mmとると、
水中で放射能は１０の７〜８乗分の１に減衰することが
知られている（火力発電技術協会編集の原子炉講座参
照）。今、放射能の減衰として、指数関数的な減衰を仮
定し、減衰定数をｋとすると、燃料集合体頂部からの距
離Ｌにおける減衰割合ｘは、 ｘ＝exp(−Ｌ／ｋ） と表わせる。３０００mmで１０の７乗分の１に減衰する
ことから、減衰定数ｋは０.１８６ｍとなる。一般に、
燃料集合体１１は長さが約４.５ｍであるので、運転床
に放射能が達するまでに、放射能レベルは、４.５２×
１０Ｅ−１７ に減衰することになる。

【００５６】一方、炉心から取り出された燃料集合体
は、２００日貯蔵すると放射能は１０分の１に減衰する
ので、指数関数的な減衰を仮定し、減衰定数をｄ、経過
時間をＤとすると、減衰割合ｘは、 ｘ＝exp(−Ｄ／ｄ） と表わせる。２００日で１０分の１に減衰することか
ら、減衰定数ｄは８６.９日となる。以上から、燃料集
合体１１を水中から引き上げたとしても、燃料交換直後
の放射能レベル以下になるために必要な貯蔵期間ｄは
８.９６ 年となる。したがって、使用済の燃料集合体１
１を貯蔵すべき期間は、安全余裕を見て１０年と考える
ことができる。

【００５７】一回の燃料交換時には前述したように炉心
の１／４の燃料集合体１１が取出される。すなわち、取
出された燃料集合体１１を１０年貯蔵するための容量は
全炉心の２.５ 倍必要である。さらに、炉心内の全ての
燃料集合体１１をいつでもプール２５に移すことができ
る必要があるので、最終的に必要な２つの使用済燃料貯
蔵プールにおける使用済燃料集合体の合計貯蔵容量の下
限は、全炉心の３.５倍である。

【００５８】一方、使用済燃料集合体の貯蔵量の上限に
ついては、原子力発電プラントの寿命中に使用した燃料
集合体が全て貯蔵できる容量を基本とする。現在考えら
れている原子力発電プラントでは、およそ６０年程度の
寿命が望まれている。６０年分の使用済燃料集合体を貯
蔵するには、一回の燃料交換時で炉心内の１／４の燃料
集合体が取出されることから、６０年の寿命中に使用し
た燃料集合体１１を全て貯蔵するためには、全炉心の１
５倍の容量が必要である。さらに、炉心内の全燃料集合
体１１をいつでもプールに移すことができる容量を確保
するために必要な燃料プールの貯蔵容量は、全炉心の１
６倍となる。

【００５９】ところで、一回の燃料交換時で炉心から取
出される燃料集合体１１の数は、ＡＢＷＲの場合、炉心
内の１／４としても２００体以上となる。取出されたば
かりの燃料集合体１１は、崩壊熱により発熱しており、
プール２５に使用済の燃料集合体１１を貯蔵している間
もプール内の水を加熱するので、プール内の水を冷却す
る必要がある。本実施例は、使用済燃料集合体を貯蔵で
きる使用済燃料貯蔵プールを２つ設けたので、炉心から
取出した燃料集合体１１のうちの何体かをそれぞれの使
用済燃料貯蔵プールに分配して貯蔵することも可能であ
る。２つの複数の使用済燃料貯蔵プールに使用済燃料集
合体を数体ずつ分配して貯蔵することにより、燃料集合
体一体当りを冷却する水の量が増加することになるの
で、プール内の水を冷却する設備を簡素化することも可
能である。使用済燃料集合体を分配する割合を、使用済
燃料貯蔵プールの大きさに応じて決めることにより、プ
ール水の冷却設備を最適化できる。ただし、プラント建
設後数年のうちは、使用済燃料集合体の体数がそれほど
多くないので、片側の使用済燃料貯蔵プールのみを使用
済燃料集合体の貯蔵に用い、もう一方の使用済燃料貯蔵
プールを気水分離器１７及び蒸気乾燥器１８の仮置きス
ペースとして利用してもよい。

【００６０】図７は、本発明の第２の実施例である沸騰
水型原子炉発電プラントを示す。本実施例は、前述の第
１実施例の水しゃへいの替りに原子炉ウェル２４の上端
部にしゃへいプラグ５１を設けたものである。本実施例
は、水しゃへいによって得られる効果を除いて第１実施
例と同じ効果を有する。

【００６１】本発明の第３の実施例を図８及び図９を用
いて説明する。

【００６２】本実施例は、使用済燃料貯蔵プール２５Ａ
及び２５Ｃを備えており、この使用済燃料貯蔵プール２
５Ｃの構成を除いて第１実施例と同じ構成を有する。使
用済燃料貯蔵プール２５Ｃの構成を中心に説明する。使
用済燃料貯蔵プール２５Ｃは、使用済燃料貯蔵プール２
５Ａと同様に、第１底面２Ｂ及び第２底面３Ｂを有す
る。中央に通路４２Ａを形成した仕切壁５０が、第１底
面２Ｂの領域と第２底面３Ｂの領域との境界に設けられ
る。仕切壁５０より第１底面２Ｂ側の領域は、使用済燃
料集合体の貯蔵領域である。仕切壁５０より第２底面３
Ｂ側の領域は、機器仮置き部４１である。

【００６３】第１実施例と同様にして原子炉圧力容器２
０から取り出された気水分離器１７及び蒸気乾燥器１８
は、第２底面３Ｂに仮置きされる。

【００６４】本実施例におけるプールゲート４３の幅は
燃料集合体及び制御棒が通過すればよいプールゲート４
２のそれよりも広くなっている。これは、第２底面３Ｂ
に蒸気乾燥器１８を仮置きした後、気水分離器１７のプ
ールゲート４３の通過を可能にするためである。通路４
２Ａの幅は、プールゲート４２のそれと同じである。原
子炉の運転時に、プールゲート４２及び４３は、プール
プラグ４３及び４２によって閉鎖されている。これらの
プールプラグは、燃料交換時に取り外され、運転床３３
に置かれる。

【００６５】原子炉圧力容器２０内から取り出された使
用済の制御棒は、第２底面３Ａに設置されたハンガーに
保持され放射能が減衰するまでの所定期間貯蔵される。
この使用済の制御棒は、所定期間後に廃棄処分にされ
る。

【００６６】本実施例は、仕切壁５０を有しているの
で、燃料交換時に第２底面３Ｂに仮置きされた気水分離
器１７及び蒸気乾燥器１８が第１底面２Ｂ側に落下する
のを確実に防止できる。本実施例は、第１実施例によっ
て得られる効果も生じる。

【００６７】図５に示すように、機器仮置きプール４１
には、気水分離器１７と蒸気乾燥器１８を横に並べて仮
置きする。機器プールゲート４３の横幅は、第一の実施
例に比べて大きくする必要がある。使用済み燃料プール
ゲート４２は、燃料集合体１１を通す幅があればよい。
図５上側に示す使用済み燃料プール４０に、使用済みの
燃料集合体１１を移送する場合は、気水分離器１７と蒸
気乾燥器１８の間を通せばよい。

【００６８】第１実施例のように蒸気乾燥器１８及び気
水分離器１７の高さを低くした場合には、第２底面３Ｂ
上に蒸気乾燥器１８及び気水分離器１７を重ねておくこ
とも可能である。

【００６９】本発明の第４実施例を図１０により説明す
る。本実施例は、第１実施例と本質的に同じである。異
なる点は、水しゃへいの採用により燃料交換時に機器の
配置スペースに余裕ができた分を、使用済燃料貯蔵プー
ルの幅を拡大するために利用した点にある。本実施例の
使用済燃料貯蔵プールの幅は、第１実施例のその幅より
も増加している。これにより第１実施例よりも、使用済
燃料集合体の貯蔵容量が増大する。また、本実施例は第
１実施例で生じる効果を得ることができる。

【００７０】本発明の第５の実施例を図１１により以下
に説明する。本実施例は、第２実施例で蒸気乾燥器とし
て従来の蒸気乾燥器（波板及び波板相互間に形成される
通路の長さが蒸気乾燥器１８の２倍ある）を設けた高さ
の高い従来の原子炉圧力容器２０Ａを用いている。第２
の実施例に比べ、格納容器蓋２３のレベルが高くなるの
で、運転床３３のレベルもやや高くなる。例えば、運転
床３３のレベルを１〜２ｍ程度高くすれば、原子炉ウェ
ル２４の水しゃへいが可能となる。しかしながら、本実
施例は、原子炉ウェル２４の上端部にコンクリート製の
しゃへいブロック２６を設けているので、水しゃへいと
しゃへいブロック２６を併用することができ、運転床３
３のレベルの上昇を抑えることができる。水しゃへいを
用いることによりしゃへいブロック２６の厚みを第２実
施例のそれよりも薄くできる。

【００７１】本実施例は、第１実施例と同じ効果を得る
ことができる。

【００７２】

【発明の効果】本発明によれば、原子炉容器内の構造物
を置く専用の仮置きプールを設ける必要がなく、第１底
面と第２底面との高さの差だけ原子炉建屋高さの増大を
抑制できる。従って、仮置きプールを別に設ける必要が
なく、原子炉建屋の高さの増加を抑制でき使用済燃料集
合体の貯蔵スペースを増大できる。

【００７３】本発明の他の特徴によれば、原子炉格納容
器の上方で少なくとも原子炉容器の真上に設けられた原
子炉ウェルを挟むように各プールを配置しているので、
燃料交換時間を短縮できる。

【００７４】本発明の他の特徴によれば、原子炉容器内
の構造物を移動させる場合に、燃料集合体を配置してい
る第１底面の上を通らないので、その構造物が移動中に
第１底面に配置されている燃料集合体の上に落下する危
険性を防止できる。

【００７５】本発明の他の特徴によれば、キャスクピッ
トの側壁により、第２底面に仮置きした原子炉容器内構
造物が使用済燃料集合体を配置した第１底面側に落下す
る危険性を解消することができる。

【００７６】本発明の他の特徴によれば、原子炉ウェル
内に充填された放射線しゃへい材である水を有するの
で、従来、格納容器蓋を通して放射される放射線をしゃ
へいするために原子炉ウェルに設けられていた放射線し
ゃへいプラグが不要となり、放射線しゃへいプラグの移
動に要した時間が不要になることにより燃料交換作業時
間が短縮される。さらに、燃料交換時における運転床の
活用計画の作成が非常に容易になる。

【００７７】本発明の他の特徴によれば、複数のプール
のそれぞれの第１底面の部分に、一回の燃料集合体の交
換時に原子炉容器内から取り出された使用済の燃料集合
体を分配して貯蔵するので、プール内の水を冷却する設
備の冷却容量を低減できる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の好適な一実施例である沸騰水型原子力
発電プラントに用いられた原子炉建屋の縦断面図であ
る。

【図２】図１のII−II断面図である。

【図３】図１の原子炉圧力容器の縦断面図である。

【図４】図３の蒸気乾燥器の横断面図である。

【図５】図３の蒸気乾燥器付近の縦断面図である。

【図６】図５のVI−VI断面図である。

【図７】本発明の他の実施例である沸騰水型原子力発電
プラントに用いられた原子炉建屋の縦断面図である。

【図８】本発明の他の実施例である沸騰水型原子力発電
プラントに用いられた原子炉建屋の縦断面図である。

【図９】図８のIX−IX断面図である。

【図１０】本発明の他の実施例である沸騰水型原子力発
電プラントに用いられた原子炉建屋の運転床の平面図で
ある。

【図１１】本発明の他の実施例である沸騰水型原子力発
電プラントに用いられた原子炉建屋の運転床の平面図で
ある。

【符号の説明】

２Ａ，２Ｂ…第１底面、３Ａ，３Ｂ…第２底面、１７…
気水分離器、１８…蒸気乾燥器、２０…原子炉圧力容
器、２２…格納容器、２３…格納容器蓋、２４…原子炉
ウェル、２５Ａ，２５Ｂ…使用済燃料貯蔵プール、２８
…燃料交換機、２９…ガイドレール、３１…キャスクピ
ット、３３…運転床、３４…原子炉建屋。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 横溝 修 茨城県日立市大みか町七丁目２番１号 株式会社 日立製作所 エネルギー研究 所内 (72)発明者 新野 毅 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式 会社 日立製作所 日立工場内 (56)参考文献 特開 昭60−253896（ＪＰ，Ａ) 特開 昭62−177490（ＪＰ，Ａ) (58)調査した分野(Int.Cl.⁷，ＤＢ名) G21C 19/02 G21C 13/00 G21C 19/07 G21C 19/32

Claims (9)

(57)【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】原子炉建屋と，前記原子炉建屋内に設けら
   れた原子炉格納容器と，前記原子炉格納容器内に配置さ
   れた原子炉容器と，前記原子炉建屋内で前記原子炉格納
   容器の上方に位置する運転床に設けられた一対のガイド
   レール上を移動する燃料交換機とを備え、 前記一対のガイドレールの間に複数のプールを配置し、 前記各々のプールは、前記原子炉容器から取り出した使
   用済の燃料集合体を配置する第１底面、及びこの第１底
   面よりも浅い第２底面を有し、 前記第２底面は、前記原子炉容器内の構造物を前記原子
   炉容器内の燃料集合体の交換時に仮置できる広さを有す
   ることを特徴とする原子力プラント。
2. 【請求項２】前記原子炉格納容器の上方で少なくとも前
   記原子炉容器の真上に原子炉ウェルを設け、前記各プー
   ルは前記原子炉ウェルを間に挟むように配置されている
   請求項１の原子力プラント。
3. 【請求項３】前記第２底面の一部は少なくとも前記原子
   炉格納容器の真上に位置している請求項１の原子力プラ
   ント。
4. 【請求項４】 前記第２底面は前記プール内に設けられる
   キャスクピットと前記原子炉ウェル側のプール側壁との
   間に設けられる請求項２の原子力プラント。
5. 【請求項５】 前記原子炉容器の高さが、前記燃料集合体
   内の燃料棒の長さの４倍以上５倍以下である請求項１の
   原子力プラント。
6. 【請求項６】 原子炉建屋と，前記原子炉建屋内に設けら
   れ、格納容器本体及びこの格納容器本体に着脱可能に取
   り付けられた格納容器蓋を有する原子炉格納容器と，前
   記原子炉格納容器内に配置された原子炉容器と，前記格
   納容器蓋を底面の一部とする原子炉ウェルと，前記原子
   炉建屋内で前記原子炉格納容器の上方に位置する運転床
   に設けられた一対のガイドレール上を移動する燃料交換
   機とを備え、 前記原子炉ウェルの両側で前記一対のガイドレールの間
   に複数のプールを配置し、 前記各々のプールは、前記原子炉容器から取り出した使
   用済の燃料集合体を配置する第１底面、及びこの第１底
   面よりも浅い第２底面を有し、 前記第２底面は、前記原子炉容器内の構造物を前記原子
   炉容器内の燃料集合体の交換時に仮置できる広さを有
   し、 前記格納容器蓋を取り付けた状態で前記原子炉ウェル内
   に充填された放射線しゃへい材である水を有することを
   特徴とする原子力プラント。
7. 【請求項７】 前記複数のプールの全第１底面は、前記原
   子炉容器の炉心内に装荷されている全燃料集合体の３.
   ５〜１６.０倍の燃料集合体を保有できる広さを備えて
   いる請求項１または７の原子力プラント。
8. 【請求項８】原子炉建屋と，前記原子炉建屋内に設けら
   れた原子炉格納容器と，前記原子炉格納容器内に配置さ
   れた原子炉容器と，前記原子炉建屋内で前記原子炉格納
   容器の上方に位置する運転床に設けられた一対のガイド
   レール上を移動する燃料交換機とを備えた原子力プラン
   トにおける燃料貯蔵方法において、 前記原子炉容器から取り出した使用済の燃料集合体を配
   置する第１底面、及びこの第１底面よりも浅くて前記原
   子炉容器内の構造物を仮置できる広さがある第２底面を
   有し、かつ前記一対のガイドレールの間に配置されてい
   る複数のプールにおいて、このプール内に設けられたキ
   ャスクピットと前記原子炉ウェル側のプール側壁との間
   に位置する前記第２底面上に、前記原子炉容器内の燃料
   集合体の交換時に前記原子炉容器内の構造物を仮置する
   ことを特徴とする原子力プラントにおける燃料貯蔵方
   法。
9. 【請求項９】 原子炉建屋と，前記原子炉建屋内に設けら
   れた原子炉格納容器と，前記原子炉格納容器内に配置さ
   れた原子炉容器と，前記原子炉建屋内で前記原子炉格納
   容器の上方に位置する運転床に設けられた一対のガイド
   レール上を移動する燃料交換機とを備えた原子力プラン
   トにおける燃料貯蔵方法において、 前記原子炉容器から取り出した使用済の燃料集合体を配
   置する第１底面、及びこの第１底面よりも浅くて前記原
   子炉容器内の構造物を仮置できる広さがある第２底面を
   有し、かつ前記一対のガイドレールの間に配置されてい
   る複数のプールの、それぞれの前記第１底面の部分に、
   一回の燃料集合体の交換時に前記原子炉容器内から取り
   出された使用済の燃料集合体を、分配して貯蔵すること
   を特徴とする原子力プラントにおける燃料貯蔵方法。