JP4908561B2 - 原子炉格納容器及びこれを用いた原子力プラント - Google Patents

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。 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。 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。 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。 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。 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。 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。 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。 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。 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。 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。 従来のＥＳＢＷＲの原子炉圧力容器を示す模式的立断面図。 従来のＥＳＢＷＲの原子炉格納容器を示す模式的立断面図。

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。

［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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

［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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

［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。

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。

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。

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。

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。

［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。

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。

［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。

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。

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。

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。

［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。

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。

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。

［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。

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。

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。

［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。

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。

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。

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。

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。

［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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

［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。

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。

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。

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。

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。

［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。

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。

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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
    

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