JP5238649B2 - 原子炉格納容器およびそれを用いた原子力プラント - Google Patents

Description

本発明は、沸騰水型軽水炉の原子炉格納容器およびそれを用いた原子力プラントに関する。

一般的に、沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）は、圧力抑制型の原子炉一次格納容器を採用し、原子炉一次格納容器の体積を小さくできる利点がある。沸騰水型軽水炉は、原子炉一次格納容器内の雰囲気を窒素ガスで置換し、通常の空気よりも酸素濃度を低くして運転を行なっている。このため、事故時に炉心燃料が高温になり冷却材と反応して水素が発生しても、原子炉一次格納容器内で爆轟ないしは爆燃するおそれがない。また、沸騰水型軽水炉は原子炉一次格納容器が小さいため、外部を原子炉建屋で完全に二重に覆い設計基準事故の場合には、放射性物質の二重の閉じ込め機能を有している。

沸騰水型軽水炉の安全性は極めて高く、設計基準事故も炉心燃料の健全性が若干でも失われる事故も従来全く発生していない。また、確率論的安全評価（ＰＳＡ）によっても、沸騰水型軽水炉の炉心損傷頻度は、旧型のものでも１０^−５／炉年（ｒ−ｙ）から１０^−６／炉年程度と十分に低く、新型のものでは、１０^−７／炉年から１０^−８／炉年とさらに低い値となっていることが確認されている。それでも、次世代炉の設計においては、苛酷事故の発生を想定した場合のプラントの耐性を備えた設計とする方針を採っている。

次世代炉の設計において、このように苛酷事故の発生を想定すると、苛酷事故時には、高温化した炉心燃料と冷却材との金属水反応により大量の水素が発生し、原子炉一次格納容器の圧力が設計圧力を超えて上昇する場合がある。例えば、新型沸騰水型軽水炉（ＡＢＷＲ）の場合は、原子炉一次格納容器の設計圧力は３１０ｋＰａ（４５ｐｓｉｇ）であるが、苛酷事故時に大量水素が発生すると、原子炉一次格納容器の圧力は設計圧力の約２倍に達する。ただし、新型沸騰水型軽水炉の原子炉一次格納容器は、設計圧力の３倍以上の圧力に耐えられることが確認されている。しかし、苛酷事故時に原子炉一次格納容器の圧力が長時間設計圧力を超えた状態が継続することは安全上好ましくない。原子炉一次格納容器の圧力が設計圧力を超えると、内部の放射性ガスが設計漏洩率よりも大きな漏洩率で漏洩するおそれがある。

一方、設計基準事故の場合には、原子炉一次格納容器の圧力は設計圧力以下に制限され、内部の放射性ガスの漏洩率も設計漏洩率以下に制限される。この場合、原子炉建屋内の圧力の上昇はほとんどなく原子炉建屋が損傷することはない。さらに、設計基準事故の場合には、動的な排気ファンとフィルターを用いて原子炉建屋内の雰囲気を排気筒から放出することにより、原子炉建屋内の圧力を外気よりも低い負圧に維持する。これにより、原子炉建屋は外部への放射性物質の放散の二重のバリアを構成している。しかし、苛酷事故の際には、電源喪失等により動的な排気ファンが故障している可能性があり、原子炉建屋の二重閉じ込め機能は喪失するおそれがある。

苛酷事故時の原子炉一次格納容器の圧力上昇を制限するためには、原子炉二次格納容器である原子炉建屋に原子炉一次格納容器内の雰囲気をベントすることが有効である。しかし、原子炉建屋は設計圧力が低く、かつ、雰囲気は通常の空気であるため、苛酷事故時に発生した大量の水素を含む原子炉一次格納容器内の高圧ガスを原子炉建屋内に放出すると、原子炉建屋内で爆轟し、原子炉建屋が損壊し、放射性ガスが大気中に管理されずに放出されるおそれがある。この状況は、チェルノビル原子力発電所の苛酷事故時の状況と近い。したがって、この方法は、従来、提案されてはいるものの、技術的成立性がなく、現在までこのような危険な方法を採用している沸騰水型軽水炉は実在しない。ちなみに、原子炉建屋の設計圧力は、わずかに１３．８ｋＰａ（２ｐｓｉｇ、０．１４ｋｇ／ｃｍ^２）しかない。ただし、これは、従来の原子炉建屋が脆弱だからではなく、安全設計上、ブローアウトパネルを設置して、意図的にこの設計圧力で開口するようになっているためである。

また、技術的成立性のあるものとして、苛酷事故時の原子炉一次格納容器内の雰囲気をフィルターを通し環境に放出する設計があるが、放射性希ガスと有機ヨウ素については、フィルターでは除去されずに環境に放出されるので、周辺公衆の被曝が発生する。また、周辺公衆の被曝を極力低く抑えるため、事前に一定距離内の周辺公衆を一人残らず完全に退避させる必要がある。

最近では、ＥＳＢＷＲにおいて、事故時に原子炉一次格納容器内に放出される水蒸気を静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）で凝縮し、原子炉一次格納容器の崩壊熱による圧力上昇を抑制する優れた方法が採用されている。しかし、苛酷事故時に放出される大量の水素は静的格納容器冷却系では凝縮されず、また、ＥＳＢＷＲの原子炉一次格納容器の体積は小さいため、苛酷事故時の原子炉一次格納容器の圧力はやはり設計圧力の２倍から３倍程度に維持されてしまう。すなわち、静的格納容器冷却系を従来の体積の小さい原子炉格納容器に設置しても、苛酷事故時の原子炉格納容器の圧力を設計圧力以下に制限することはできないという問題があった。なお、ＥＳＢＷＲの原子炉一次格納容器の設計圧力も３１０ｋＰａ（４５ｐｓｉｇ）である。

さらに、最近では、上記の状況に鑑みて、運転床を含む空間を耐圧性の上部二次格納容器として、この上部二次格納容器へ原子炉一次格納容器内の高圧ガスをベントするという革新的な原子炉格納容器が開示されている（特許文献１）。この場合の耐圧性とは、原子炉一次格納容器の設計圧力とほぼ同等の設計圧力で設計されていることを意味する。しかし、この原子炉格納容器では、水素の爆轟を防止するため運転床を含む空間の雰囲気を通常の空気よりも酸素濃度の低い雰囲気とする必要があった。この場合は、プラントの通常運転中に運転員が運転床を含む空間に立ち入って燃料の移送等の作業を行なうことができない。あるいは、空気雰囲気のままとした場合は、苛酷事故時の大量水素をイグナイターやリコンバイナー等で燃焼あるいは再結合させることになるが、この際に大量の発熱を伴うため、原子炉格納容器の温度が２００℃以上となり加温破損してしまうおそれがある。

特開２００７−１０４５７号公報

次世代炉の場合、設計寿命は６０年から８０年と長く、プラントを建設した後、周辺住民の人数が増大する可能性がある。周辺住民の人数が増大すると、苛酷事故時の緊急時対策として全ての人の退避を完全に行なうことが困難となる。また、周辺住民の人口を制限した場合、人口が密集する大都市に近接して原子力プラントを建設することが困難となる。次世代炉の安全性は、人口が密集する大都市に近接して建設された場合であっても、プラント本来の設計によって十分に安全性を保証できるものでなければならない。

さらに、次世代炉は世界中のあらゆる地域に建設される可能性があり、巨大地震、巨大津波、巨大ハリケーン等の自然災害に遭遇する可能性がある。巨大自然災害を原因として苛酷事故が発生した場合は、周辺住民の退避を完全に行なうことは困難である。世界の次世代炉の立地条件としては、非常に厳しい自然災害が想定される。例えば、巨大サイクロンや巨大地震、大津波などがある。巨大サイクロン等の厳しい自然災害が発生し、全交流電源喪失（ＳＢＯ）が起きると、長期間にわたって復旧作業ができないおそれがある。そのような長期化した全交流電源喪失（ＳＢＯ）により苛酷事故が発生しても、その影響がプラントの外部に及ぶことがなく、周辺住民の退避が不要なほど安全な次世代炉を提供する必要がある。

このように、次世代炉の場合は、破壊的な自然災害を原因として苛酷事故が発生した場合でも、周辺住民が退避しなくても安全なプラントとすることが望ましい。そのためには、苛酷事故時の原子炉格納容器の圧力を設計圧力以下に維持し、かつ、大量水素の爆轟・爆燃により、原子炉格納容器の健全性が喪失することがなく、フィルターベントにより放射性希ガスや有機ヨウ素を環境に放出しない設計とする必要がある。また、原子炉格納容器からの放射性物資の漏洩を外部動力電源を使わずに静的に抑制できることが望ましい。一方、プラントの通常運転時には、運転員が運転床上で作業を実施可能なようにすることが望ましい。

そこで、本発明は、このような次世代炉の設計目標を達成するため、運転床を含む空間に原子炉一次格納容器から大量水素を含む高圧ガスをベントした場合に、水素の爆轟および爆燃が発生するのを抑制し、高圧ガスに含まれる放射性物質の漏洩を静的に抑制でき、かつ、通常運転時は運転床を含む空間に運転員が立ち入って作業が可能なように通常の空気を雰囲気として使用できる原子炉格納容器およ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。

上記目的を達成するために、本発明に係る原子炉格納容器は、原子炉圧力容器を格納して、大気圧よりも高い所定の耐圧性と気密性とを有する原子炉一次格納容器と、前記原子炉一次格納容器の外部に設置されて、前記原子炉一次格納容器と同等の耐圧性と気密性とを有する原子炉二次格納容器と、前記原子炉二次格納容器内に設置されて、前記原子炉一次格納容器内の事故時に前記原子炉一次格納容器内から放出される高圧気体を受容して閉じ込めながら膨張しうるエアバッグと、前記原子炉一次格納容器と前記エアバッグとを連結する気相ベント管と、を有することを特徴とする。

また、本発明に係る原子力プラントは、炉心燃料を内蔵する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を格納して、大気圧よりも高い所定の耐圧性と気密性とを有する原子炉一次格納容器と、前記原子炉一次格納容器の外部に設置されて、前記原子炉一次格納容器と同等の耐圧性と気密性とを有する原子炉二次格納容器と、前記原子炉二次格納容器内に設置されて、前記原子炉一次格納容器内の事故時に前記原子炉一次格納容器内から放出される高圧気体を受容して閉じ込めながら膨張しうるエアバッグと、前記原子炉一次格納容器と前記エアバッグとを連結する気相ベント管と、事故時に前記原子炉一次格納容器を冷却する静的格納容器冷却系と、原子炉隔離時に前記炉心燃料を冷却する原子炉隔離時コンデンサーと、を有することを特徴とする。

本発明によれば、巨大自然災害による苛酷事故発生時にも、周辺住民の退避を行なう必要がなく、一方、通常運転時には、運転床を含む空間に運転員が常時立ち入って作業を行なうことが可能な次世代沸騰水型軽水炉を提供可能となる。

本発明に係る原子炉格納容器の第１の実施形態の構成を示す模式的立断面図であって、通常運転時の状況を示す図である。 図１の原子炉格納容器の事故時の状況を示す模式的立断面図である。 本発明に係る原子炉格納容器の第２の実施形態の構成を示す模式的立断面図であって、通常運転時の状況を示す図である。 図３の原子炉格納容器の事故時の状況を示す模式的立断面図である。

本発明に係る原子炉格納容器およびこれを用いた原子力プラントの実施形態を、図面を参照して説明する。なお、同一または類似の構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。また、図面において、各種の弁は、簡単のため代表的に１弁のみを示しているが、実際の設計では、信頼性確保の観点より、並列もしくは直列に複数個の弁が設置される。なお、この発明に係る原子力プラントは、原子力発電プラントに限らず、他の原子力プラントであってもよい。

［第１の実施形態］
図１は、本発明に係る原子炉格納容器の第１の実施形態の構成を示す模式的立断面図であって、通常運転時の状況を示す図である。図２は、図１の原子炉格納容器の事故時の状況を示す模式的立断面図である。

本実施形態の原子炉格納容器は、炉心１およびその炉心１を内蔵する原子炉圧力容器２を格納している。炉心１には、炉心燃料（図示せず）が多数収納されている。原子炉一次格納容器３の周囲に原子炉二次格納容器４が設置されている。図では、単純化のため、原子炉二次格納容器４は原子炉一次格納容器３の周囲を完全に包囲する完全二重格納容器の構成を示しているが、原子炉一次格納容器３の周囲の一部を包囲する部分二重格納容器であってもよい。

原子炉二次格納容器４の内部に折り畳まれたエアバッグ５が設置されている。エアバッグ５は、原子炉一次格納容器３の気相部と気相ベント管６および隔離連通切替え装置７を介して連通している。隔離連通切替え装置７としては、ラプチャーディスク、自動隔離弁等が使用される。

原子炉一次格納容器３および原子炉二次格納容器４はともに耐圧性を有しており、設計圧力は、一例として、原子炉一次格納容器３が３１０ｋＰａ（４５ｐｓｉｇ）程度であり、また、原子炉二次格納容器４は同等の２０７ｋＰａ（３０ｐｓｉｇ）程度である。ただし、原子炉二次格納容器の設計圧力を原子炉一次格納容器の設計圧力と同一としてもよい。また、原子炉一次格納容器３および原子炉二次格納容器４ともに気密性を有している。

通常運転時に、原子炉一次格納容器３内の雰囲気は、窒素ガスにより置換され、通常の空気よりも酸素濃度が低く制限されている。一方、原子炉二次格納容器４の雰囲気は通常の空気である。したがって、通常運転時に運転員は、原子炉二次格納容器４の内部に留まって点検作業や燃料移送作業等を自由に行なうことができる。隔離連通切替え装置７は隔離している。

図２に示すように、原子炉一次格納容器３の内部で原子炉の事故が発生すると、原子炉圧力容器２から冷却材が流出し、大量の水蒸気が発生する。また、炉心燃料の重大な損傷を伴う苛酷事故が発生した場合には、さらに、炉心燃料と冷却材の水との金属―水反応によって、大量の水素が発生する。これらの水蒸気と水素により原子炉一次格納容器３の圧力が上昇し、あらかじめ設定された圧力に達すると、隔離連通切替え装置７が自動的に連通状態になる。これにより、原子炉一次格納容器３内の高圧ガスが気相ベント管６を通ってエアバッグ５の内部放出され、エアバッグ５が拡張を開始する。

エアバッグ５が拡張を開始すると内部の高圧ガスの圧力は低減する。一方、原子炉二次格納容器４内の雰囲気は圧縮加圧され、エアバッグ５内の高圧ガスの圧力に対抗するようになる。エアバッグ５の拡張は、原子炉二次格納容器２の圧力とエアバッグ５内の高圧ガスの圧力が均圧化した時点で終了する。エアバッグ５内の高圧ガスの圧力は、気相ベント管６を通して原子炉一次格納容器３の雰囲気と連通しているので、原子炉一次格納容器３の圧力と等しい。すなわち、エアバッグ５が拡張を終了した時点では、原子炉一次格納容器３の圧力と原子炉二次格納容器４の圧力も均圧化される。

エアバッグ５内の高圧ガスの圧力と、原子炉二次格納容器４の圧力が均圧化すると、エアバッグ５の内外差圧はゼロとなり、エアバッグ５内の高圧ガスに含まれる水素も放射性ガスも高圧であるにもかかわらずエアバッグ５から原子炉二次格納容器４内へ漏洩しなくなる。また、原子炉一次格納容器３の圧力と原子炉二次格納容器４の圧力も均圧化されるため、原子炉一次格納容器３からも雰囲気が原子炉二次格納容器４に漏洩しなくなる。

原子炉一次格納容器３内の高圧ガスのエネルギーにより、エアバッグ５が拡張し、原子炉二次格納容器４が加圧され、原子炉二次格納容器４の雰囲気は、原子炉一次格納容器３およびエアバッグ５の周囲を全て加圧し、何ら外部動力電源を使うことなく、静的に原子炉一次格納容器３およびエアバッグ５からの高圧ガスの漏洩を抑制することができる。

エアバッグ５は、原子炉一次格納容器３から放出される高圧ガスの放出速度に応じて拡張する。原子炉一次格納容器３の圧力が設計圧力を超える原因は、苛酷事故時に発生する大量の水素である。大量の水素を発生させる炉心燃料と冷却材の水との金属−水反応は、少なくとも数分から数十分の時間をかけて進行する。また、高圧ガスの放出速度は、気相ベント管６にオリフィス（図示せず）を設ける、あるいは、隔離連通切替え装置７の開度を絞る等によって小さく制限することが可能である。したがって、エアバッグ５の拡張は、自動車の乗員保護用エアバッグとは異なり、非常にゆっくりと行なわれる。すなわち、自動車のエアバッグのような極めて高速の拡張要求は設計条件に含まれない。したがって、エアバッグ５は大容量であっても時間をかけて確実に拡張する。また、エアバッグ５の材質は、一例として、救命ボートやエアドーム等に使用されているプラスチック素材に不燃素材を複合化させたものが使用される。

［第２の実施形態］
図３は、本発明に係る原子炉格納容器の第２の実施形態の構成を示す模式的立断面図であって、通常運転時の状況を示す図である。図４は、図３の原子炉格納容器の事故時の状況を示す模式的立断面図である。

本実施形態の原子炉格納容器８は、円筒型の原子炉一次格納容器３と原子炉一次格納容器３の上部に設置されたドーム型の原子炉二次格納容器（以下、上部二次格納容器と呼ぶ。）９とからなる。原子炉格納容器８の外壁は、下部は円筒形状で上部はドーム形状をしている。原子炉格納容器８は、炉心１を内蔵する原子炉圧力容器２を格納している。炉心１には、炉心燃料（図示せず）が多数収納されている。

原子炉一次格納容器３および上部二次格納容器９はともに耐圧性を有しており、設計圧力は、一例として、原子炉一次格納容器３が３１０ｋＰａ（４５ｐｓｉｇ）程度であり、また、上部二次格納容器９は同等の２０７ｋＰａ（３０ｐｓｉｇ）程度である。ただし、上部二次格納容器９の設計圧力を原子炉一次格納容器３の設計圧力と同一としてもよい。また、原子炉一次格納容器３および上部二次格納容器９ともに気密性を有している。

原子炉一次格納容器３は、原子炉圧力容器２を格納するドライウェル１０と、圧力抑制プール１１を格納するウェットウェル１２とから構成される。ドライウェル１０は、約１０本ある冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）ベント管１３により圧力抑制プール１１と連通している。原子炉圧力容器２は、ベッセルスカート１４を介してベッセルサポート１５により支持されている。

ドライウェル１０のベッセルサポート１５よりも上の空間を上部ドライウェル１６、下の空間を下部ドライウェル１７と呼ぶ。上部ドライウェル１６およびウェットウェル１２は原子炉格納容器８の外壁の一部を構成する。このため、上部ドライウェル１６およびウェットウェル１２から外部に出る配管は、直接原子炉格納容器８の外壁を１回だけ貫通して原子炉格納容器８の外部に出ることができる。すなわち、原子炉格納容器８は、一重構造をしている。

ただし、運転床の面積をより広く取る等の理由により、上部二次格納容器の内径を原子炉一次格納容器の外径よりも大きくとり、上部二次格納容器の円筒部分を基底部分まで延長し、原子炉一次格納容器の円筒部分を二重に覆う二重円筒構造とすることもできる。

図示の例は、原子炉一次格納容器３に内蔵する原子炉は新型沸騰水型軽水炉（ＡＢＷＲ）タイプのものである。原子炉圧力容器２の下部にいくつかのインターナルポンプ（ＲＩＰ）１８が設けられていることが特徴である。他に収納可能な原子炉としては、ＥＳＢＷＲのような自然循環タイプのものがある。自然循環タイプの場合には、インターナルポンプは存在しない。

上部二次格納容器９は運転床１９を含む。原子炉一次格納容器３は原子炉一次格納容器上蓋２０を含む。原子炉一次格納容器上蓋２０は、鋼製であり、原子炉圧力容器２の真上に設置され、燃料交換の際に取り外しが可能である。原子炉一次格納容器３と上部二次格納容器９は、原子炉一次格納容器上蓋２０によって仕切られる。原子炉一次格納容器上蓋２０の上部は、通常運転時に炉心１から放出される放射線を遮蔽するための水遮蔽２１が設置される。

上部二次格納容器９の外壁は前述のようにドーム形状となっていて、その天頂部近傍には、エアバッグ５が設けられている。通常時は、エアバッグ５は折り畳まれている。ウェットウェル１２の気相部と上部二次格納容器９内のエアバッグ５を気相ベント管６および隔離連通切替え装置７が連結している。隔離連通切替え装置７としては、ラプチャーディスク、自動隔離弁等が利用可能である。なお、図では、気相ベント管６と隔離連通切替え装置７は一対のみを示したが、実際には円周上に複数設置してもよい。また、気相ベント管６は、一例として、原子炉格納容器８の外壁の中を通っているが、原子炉格納容器８の内部を通ってもよいし、原子炉格納容器８の外部を通ってもよい。

隔離連通切替え装置７は、通常運転時は隔離状態になっている。ウェットウェル１２の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、隔離連通切替え装置７は隔離状態に維持される。

上部二次格納容器９の材質の一例としてはコンクリート構造がある。但し、耐圧性と気密性が確保されれば材質は問わない。雰囲気の漏洩を抑制するため鋼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（図示せず）。

本実施形態では、上部二次格納容器９内の雰囲気は通常の空気である。したがって、通常運転時に、運転員は上部二次格納容器９内に立ち入り、運転床を含む空間で燃料移送等の作業を常時行なうことが可能である。

上部ドライウェル１６には、重力落下式炉心冷却系（以下、ＧＤＣＳと略記する。）プール２２が設置され内部に冷却水を蓄えている。ＧＤＣＳプール２２は、注入配管２３および注入弁２４によって原子炉圧力容器２に接続されている。また、原子炉圧力容器２には、減圧弁２５が設置されている。減圧弁２５が作動し、原子炉圧力容器２を減圧し、注入弁２４が作動すると、重力によって、ＧＤＣＳプール２２内の冷却水が原子炉圧力容器２内に注入される構造となっている。また、ＧＤＣＳプール２２からドレン配管およびドレン弁（いずれも図示せず。）により、冷却水を下部ドライウェル１７にドレンすることもできる構成となっている。

全交流電源喪失等が発生し原子炉が隔離状態になった場合に炉心燃料を冷却する目的で、原子炉隔離時コンデンサー（以下、ＩＣと略記する。）が設置されている。また、苛酷事故時等に原子炉一次格納容器３内に放出される水蒸気を冷却する目的で静的格納容器冷却系（以下、ＰＣＣＳと略記する。）が設置されている。

すなわち、ドライウェル１０の上部で、かつ、運転床１９の下部の空間にＩＣプール２６とＰＣＣＳプール２７が設置され、それぞれ冷却水を貯えている。ＩＣプール２６内にはＩＣ熱交換器２８が設置され、隔離弁２９、蒸気吸い込み配管３０、凝縮水戻り配管３１、注入弁３２を介して原子炉圧力容器２と接続されている。同様にＰＣＣＳプール２７内にはＰＣＣＳ熱交換器３３が設置され、ＰＣＣＳ熱交換器３３は吸込み配管３４によりドライウェル１０の気相部分に接続され、ＰＣＣＳベント管３５により圧力抑制プール１１に接続され、凝縮水戻り配管３６によりＧＤＣＳプール２２に接続されている。

ＩＣプール２６およびＰＣＣＳプール２７の気相部は、排気口（図示せず。）を介して原子炉格納容器８の外壁の外の空間に連通している。したがって、放射能閉じ込め機能としては、ＩＣプール２６とＰＣＣＳプール２７は原子炉格納容器８の外部の空間であるが、設置場所は原子炉格納容器の外壁に防護された空間となる。原子炉格納容器の外壁は、大型の航空機落下事故に対しても原子炉を含めて内部の機器を防護することができるように十分な強度で設計される。したがって、航空機落下事故に対してＩＣプール２６とＰＣＣＳプール２７も大型の航空機落下事故に対して防護される効果が得られる。

ドライウェル１０の圧力上昇を伴わない過渡事象や全交流電源喪失の際には、ＩＣ熱交換器２８に原子炉圧力容器２内の蒸気を導き、凝縮水を凝縮水戻り配管３１により原子炉圧力容器２に戻す。これによって、外部動力電源を使うことなく、炉心燃料の冷却を長期にわたって行なうことができる。このため、巨大地震等の自然災害によって長期の全交流電源喪失が発生しても安全性が損なわれることがない。

また、水遮蔽２１の内部にストレーナー３７が設置され、逆止弁３８、ドレン配管３９、Ｕ字形シール４０、注入弁４１を介して水遮蔽２１の水を下部ドライウェル１７の内部に直接導くことができる構造となっている。また、下部ドライウェル１７の床には、コアキャッチャー４２が設置されている。

つぎに、図４に基づいて、本発明に係る原子炉圧力容器の第２の実施形態における事故時の機能について説明する。

大破断ＬＯＣＡや苛酷事故が発生した場合は、ドライウェル１０の内部は高圧の水蒸気によって占有される。この水蒸気の圧力によりドライウェル１０内の非凝縮性ガスの窒素と水素は、短期はＬＯＣＡベント管１３を通って、長期はＰＣＣＳベント管３５を通って、圧力抑制プール１１にベントされ、さらにウェットウェル１２の気相部に押し込まれる。これによりウェットウェル１２の気相部の圧力が上昇する。特に、大量の水素が発生する苛酷事故の場合には、ウェットウェル１２の気相部で水素が圧縮され、何も手段を講じないと、原子炉一次格納容器３の圧力は設計圧力の２倍以上に上昇する。

しかし、本実施形態では、ウェットウェル１２の気相部の圧力が、隔離連通切替え装置７の作動設定差圧に達すると隔離連通切替え装置７が作動しウェットウェル１２の気相部と上部二次格納容器９内のエアバッグ５が気相ベント管６を介して連通される。これによりウェットウェル１２の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原子炉一次格納容器３の過大な圧力上昇を上部二次格納容器９内のエアバッグ５内に放出し、原子炉一次格納容器３の圧力上昇を大幅に緩和できる効果が得られる。

あるいは、逆に隔離連通切替え装置７の作動圧をより高く設定し、大破断ＬＯＣＡ時にも作動しないようにすることも考えられる。この場合には、隔離連通切替え装置７は大量の水素による過圧が発生する苛酷事故時にのみ作動し、設計基準事故時には作動しないようにすることが可能となる。これにより、設計基準事故時には圧力を原子炉一次格納容器３内に留め、さらに過圧が発生する苛酷事故時には原子炉一次格納容器３と上部二次格納容器９の両方で苛酷事故の圧力に耐える設計とすることが可能となる。

このように構成された本実施形態では、苛酷事故時の圧力上昇に対する圧力障壁の機能を原子炉一次格納容器３だけで受け持つのではなく、上部二次格納容器９と分担することにより原子炉格納容器８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苛酷事故が発生した場合には、圧力は設計圧力の２倍から３倍になる。本実施形態によれば苛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。上部二次格納容器９の自由空間体積はウェットウェル１２の自由空間体積のおよそ５倍から６倍となる。したがって、苛酷事故時の原子炉格納容器の圧力を従来の１／５から１／６とすることが可能となり、設計圧力以下に抑制することが可能となる。

従来の動的安全炉では、苛酷事故時に原子炉格納容器の圧力が設計圧力の２倍程度に達してしまい、格納容器ベンティング（排気）を行なう必要があった。その際、原子炉格納容器内の放射性ガスを大気中に放出することによる周辺住民の放射線被曝のリスクを低減するために、事前に周辺住民を避難させる必要があった。しかし、本実施形態によればこのような格納容器ベンティングを一切行なうことなく原子炉格納容器の圧力を十分低く維持することが可能となるという安全上の効果が得られる。

また、原子炉一次格納容器３から気相ベント管６を通って放出される大量の水素は、エアバッグ５内に閉じ込められて、上部二次格納容器９内の空気雰囲気と混ざることがないため、爆轟も爆燃も全く発生することがない。エアバッグ５の内部の気体の主成分は、大量の水素であるため、エアバッグ５は水素の浮力により上部二次格納容器９の上方に位置する。仮に、エアバッグ５の内部からごくわずかな水素が漏洩したとしても、水素自身の浮力で上部二次格納容器９のさらに上方に移動し滞留する。その結果、エアバッグ５によって押し下げられた上部二次格納容器９内の空気雰囲気と混合しにくくなる効果がある。

さらに、原子炉一次格納容器３から気相ベント管６を通って放出される大量の放射性ガスも、エアバッグ５内に閉じ込められ、上部二次格納容器９内に直接放出されることがないため、放射能放散に対して二重のバリアを形成する効果が得られる。エアバッグ５が拡張すると上部二次格納容器９内の雰囲気を加圧し、エアバッグの内圧と外圧が均圧化する。すなわち、エアバッグ５には、内外差圧が発生しないため、エアバッグ５による放射能放散に対する二重バリア効果は極めて高くなる。これにより、原子炉一次格納容器の圧力が原子炉二次格納容器の圧力よりも高くなる従来の一般的な二重格納容器概念に比べて、革新的に高い放射能漏洩抑制効果が得られる。

従来の二重格納容器概念では、原子炉一次格納容器の圧力が原子炉二次格納容器の圧力よりもはるかに高くなるため、原子炉一次格納容器から原子炉二次格納容器への放射性物質の漏洩を防止することができない。原子炉二次格納容器内に漏洩してしまった放射性物質に対しては、原子炉二次格納容器の圧力を外気より負圧に維持することによって環境への漏洩を防止することしかできなかった。原子炉二次格納容器の圧力を負圧に維持するためには、排気ファン等の動的システムを使用してフィルターを通して原子炉二次格納容器内の雰囲気を環境に放出するしかなかった。

外部動力電源が使用できない可能性の高い苛酷事故時には、動的システムを使用して原子炉二次格納容器の圧力を負圧に維持することができなくなり、結局、二重格納容器の機能が喪失してしまう。従来の二重格納容器概念では、外部動力電源が使用でき炉心燃料の重大な損傷も発生していない設計基準事故の場合には機能が維持されるが、外部動力電源が使用できず、炉心燃料の重大な損傷を伴う苛酷事故が発生し二重格納容器概念の機能が最も必要な状況では、二重格納容器の機能が喪失する。

一方、本実施形態では、外部動力電源が使用できない苛酷事故時にも、原子炉一次格納容器３内に蓄積した水素ガスの圧力により、原子炉一次格納容器３内の大量の放射性物質を、気相ベント管６を通って、上部二次格納容器９内のエアバッグ５内に送りこみ、その後は、拡張し内外差圧がゼロになったエアバッグ５の内部に閉じ込めることができる。すなわち、放射性物資のエアバッグ５への送り込みも、その後の閉じ込めのための外圧の維持も全て静的に外部動力電源も動的機器も使用することなく実現できる。苛酷事故時に発生する大量水素の静的なエネルギーを有効活用することにより、放射性ガスの閉じ込めを行なうことができる。

苛酷事故時に、炉心溶融が発生し、溶融炉心が原子炉圧力容器２の底部を貫通して落下しても、コアキャッチャー４２によってコアデブリを受け止め、その後の原子炉格納容器８のコンクリート床の溶融浸食を防止することができる。また、ＧＤＣＳプール２２内の冷却水および水遮蔽２１の水を下部ドライウェル１７内に導き、コアキャッチャー４２内のコアデブリを冠水し冷却することができる。

その際、コアデブリの熱で水蒸気が発生するが、水蒸気自体の圧力で吸い込み配管３４によりＰＣＣＳ熱交換器３３に導かれて凝縮する。したがって、コアデブリの熱によって発生する水蒸気による原子炉格納容器８の過圧も発生しない。

前記凝縮水は、凝縮水戻り配管３６によってＧＤＣＳプール２２に環流し、再び、下部ドライウェル１７の冠水に使用される。エアバッグ５が拡張することによって、上部二次格納容器９の圧力が上昇し、上部二次格納容器９の雰囲気が水遮蔽２１内の水を上から加圧するので、水遮蔽２１内の水は円滑に下部ドライウェル１７の内部に注入される。これにより、原子炉圧力容器２は炉心１の頂部の上まで冠水する。したがって、炉心１に炉心燃料が残存していた場合でも、その熱によってドライウェル１０が加温破損することが防止される。

水遮蔽２１に代えて、上部二次格納容器９内に設置される燃料プール（図示せず。）や燃料交換時にドライヤーやセパレーターを収納するＤＳピット（図示せず。）に水を蓄えて同じように使用することが可能である。

［他の実施形態］
上述の各実施形態は単なる例示であり、本発明はこれらに限定されない。また、各実
施の形態の特徴を組み合わせて実施してもよい。

１…炉心、２…原子炉圧力容器、３…原子炉一次格納容器、４…原子炉二次格納容器、５…エアバッグ、６…気相ベント管、７…隔離連通切替え装置、８…原子炉格納容器、９…上部二次格納容器（原子炉二次格納容器）、１０…ドライウェル、１１…圧力抑制プール、１２…ウェットウェル、１３…ＬＯＣＡベント管、１４…ベッセルスカート、１５…ベッセルサポート、１６…上部ドライウェル、１７…下部ドライウェル、１８…インターナルポンプ、１９…運転床、２０…原子炉一次格納容器上蓋、２１…水遮蔽、２２…重力落下式炉心冷却系（ＧＤＣＳ）プール、２３…注入配管、２４…注入弁、２５…減圧弁、２６…原子炉隔離時コンデンサー（ＩＣ）プール、２７…静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）プール、２８…原子炉隔離時コンデンサー熱交換器、２９…隔離弁、３０…蒸気吸い込み配管、３１…凝縮水戻り配管、３２…注入弁、３３…静的格納容器冷却系熱交換器、３４…蒸気吸い込み配管、３５…静的格納容器冷却系ベント管、３６…凝縮水戻り配管、３７…ストレーナー、３８…逆止弁、３９…ドレン配管、４０…Ｕ字形シール、４１…注入弁、４２…コアキャッチャー、４３…機器室

Claims (7)

1. 原子炉圧力容器を格納して、大気圧よりも高い所定の耐圧性と気密性とを有する原子炉一次格納容器と、
   前記原子炉一次格納容器の外部に設置されて、前記原子炉一次格納容器と同等の耐圧性と気密性とを有する原子炉二次格納容器と、
   前記原子炉二次格納容器内に設置されて、前記原子炉一次格納容器内の事故時に前記原子炉一次格納容器内から放出される高圧気体を受容して閉じ込めながら膨張しうるエアバッグと、
   前記原子炉一次格納容器と前記エアバッグとを連結する気相ベント管と、
   を有し、
   前記エアバッグの膨張後は、前記エアバッグ内の高圧気体の圧力と前記原子炉二次格納容器の雰囲気の圧力が均圧化し、前記エアバッグ内および前記原子炉一次格納容器内の高圧気体を静的に閉じ込めることを特徴とする原子炉格納容器。
2. 前記気相ベント管に隔離連通切替え装置が設置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. 前記原子炉一次格納容器は、前記原子炉圧力容器を格納するドライウェルと、下部に圧力抑制プールを格納して上部に気相部が形成されたウェットウェルと、を含み、
   前記原子炉二次格納容器は前記原子炉一次格納容器の上部に設置され、
   前記気相ベント管は前記エアバッグと前記ウェットウェルの気相部とを連結するものであること、
   を特徴とする請求項１または請求項２に記載の原子炉格納容器。
4. 前記上部二次格納容器は、運転床を含み、原子炉一次格納容器上蓋によって前記原子炉一次格納容器と仕切られていること、を特徴とする請求項３に記載の原子炉格納容器。
5. 前記原子炉二次格納容器の内部に冷却水を蓄えたプールが設置され、該プール内の冷却水の水面が前記原子炉二次格納容器内の雰囲気に開放されており、
   前記プールの内部にストレーナーが設置され、該ストレーナーよりドレン配管が前記ドライウェルの内部に導かれ、
   前記ドレン配管上に設けられた逆止弁とＵ字形シールと注入弁とを介して、前記ドレン配管の先端が、前記ドライウェル内で前記原子炉圧力容器を支持するベッセルサポートよりも下方の下部ドライウェル内に開口し、
   前記エアバッグが拡張し、前記原子炉二次格納容器の圧力が上昇した際に、前記原子炉二次格納容器内の雰囲気が前記プール内の冷却水の水面を加圧してその冷却水を前記下部ドライウェル内に導くように構成されていること、
   を特徴とした請求項３または請求項４に記載の原子炉格納容器。
6. 前記下部ドライウェルの床にコアキャッチャーが設置され、
   前記エアバッグが拡張し、前記原子炉二次格納容器の圧力が上昇した際に、原子炉二次格納容器内の雰囲気が前記プール内の冷却水の水面を加圧し、前記下部ドライウェル内に導き、前記コアキャッチャーに落下したコアデブリを冠水し冷却するように構成されていること、
   を特徴とする請求項５に記載の原子炉格納容器。
7. 炉心燃料を内蔵する原子炉圧力容器と、
   前記原子炉圧力容器を格納して、大気圧よりも高い所定の耐圧性と気密性とを有する原子炉一次格納容器と、
   前記原子炉一次格納容器の外部に設置されて、前記原子炉一次格納容器と同等の耐圧性と気密性とを有する原子炉二次格納容器と、
   前記原子炉二次格納容器内に設置されて、前記原子炉一次格納容器内の事故時に前記原子炉一次格納容器内から放出される高圧気体を受容して閉じ込めながら膨張しうるエアバッグと、
   前記原子炉一次格納容器と前記エアバッグとを連結する気相ベント管と、
   を有し、
   前記エアバッグの膨張後は、前記エアバッグ内の高圧気体の圧力と前記原子炉二次格納容器の雰囲気の圧力が均圧化し、前記エアバッグ内および前記原子炉一次格納容器内の高圧気体を静的に閉じ込めることを特徴とする原子力プラント。

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