JP5635960B2

JP5635960B2 - 原子炉システム

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Publication number: JP5635960B2
Application number: JP2011211694A
Authority: JP
Inventors: 藤本　清志; 清志藤本; 良之片岡; 靜平子
Original assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Current assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Priority date: 2011-09-28
Filing date: 2011-09-28
Publication date: 2014-12-03
Anticipated expiration: 2031-09-28
Also published as: JP2013072737A

Description

本発明は原子炉システムに係り、特に、冷却材喪失事故時に崩壊熱を除去し、原子炉格納容器内の圧力上昇を抑制するための冷却設備をそなえているものに好適な原子炉システムに関する。

一般に、改良型沸騰水型原子力発電所における原子炉システムには、冷却材喪失事故時に崩壊熱を除去し、原子炉格納容器内の圧力上昇を抑制するための設備が備えられている。

主蒸気管破断で代表される冷却材喪失事故時には、原子炉圧力容器から原子炉格納容器内に放出された蒸気と、通常運転中に原子炉格納容器内を置換している不凝縮性気体は、ベント管を通して圧力抑制室内の圧力抑制プールに流入する。この時、圧力抑制プールに流入した不凝縮性気体は、圧力抑制プールの上方のウェットウェルに移動する。また、圧力抑制プールに流入した蒸気は、凝縮して圧力抑制プール内で熱エネルギーを放出することで、原子炉格納容器内の急激な圧力上昇を抑制している。

また、冷却材喪失事故時には、原子炉圧力容器への注水による炉心冷却や原子炉格納容器内への注水による除熱を目的とした緊急炉心冷却装置が作動する。改良型沸騰水型原子炉の緊急炉心冷却装置は、低圧注水系、高圧炉心注水系、原子炉隔離時冷却系及び自動減圧系で構成され、原子炉圧力容器に注水することで核燃料を長期に渡って冷却し燃料棒の損壊を防止している。

上述した低圧注水系、高圧炉心注水系及び原子炉隔離時冷却系は、ポンプ、ポンプ用の電源、注水用の水源である復水貯蔵タンク、隔離弁、隔離弁を操作するための制御用電源、配管などで構成されている。そのため、緊急炉心冷却装置の機能の内、崩壊熱除去(冷却)機能の動作には電気を必要とし、発生確率は非常に小さいが全電源喪失時には、これらの機器は使用できなくなる可能性がある。

そこで、電気を使用せず長期に渡り原子炉格納容器を冷却する技術として、原子炉格納容器壁の材質を鋼製とし、原子炉格納容器の外周部に冷却水プール（外周プール）を設け、炉心の崩壊熱で発生した蒸気をベント管から導いて圧力抑制プールで凝縮させ高温となった圧力抑制プールから、鋼製の原子炉格納容器壁を介して外周プールに放熱する技術が知られている（特許文献１参照）。

また、特許文献１に加えて、圧力抑制室の気相空間であるウェットウェルから鋼製の原子炉格納容器壁を介して自然通風により冷却する技術（特許文献２参照）や、原子炉格納容器全体を外部から空気を利用して冷却する技術も知られている（特許文献３〜５参照）。

また、熱交換器やブロアを原子炉格納容器内に設置し、それらを用いて原子炉格納容器の除熱を行う技術も知られている（特許文献６参照）。これは、原子炉格納容器内に熱交換器及びブロアを設置し、原子炉格納容器外に熱交換器の伝熱管へ水を供給するための水タンクや冷却水強制循環設備を準備し、熱交換器内の伝熱管内外で除熱を行うものである。水タンクについては原子炉格納容器より高い位置に設置することで重力を駆動力として、伝熱管内に水を供給することができるものである。

特開平１−９１０８９号公報特開平４−１２５４９５号公報特開平６−５９０７３号公報特開平２−２９６１９６号公報特開平５−８７９６７号公報特開２００４−１９８１１８号公報

上述した特許文献１及び２では、原子炉格納容器壁を鋼製にすることで原子炉格納容器外部からの冷却が可能となる。しかし、ドライウェルの冷却に着目すると、原子炉格納容器壁は、ドライウェルの他に圧力抑制室内の圧力抑制プールとウェットウェルにも接しており、原子炉格納容器壁の全てがドライウェルの冷却に寄与していない。

また、特許文献３では、内張の鋼製ライナを設置したコンクリート製原子炉格納容器の外部に空気を流している。この場合、空気が接する原子炉格納容器壁の材質が熱伝導率の低いコンクリートのために、十分な冷却性能が得られない可能性がある(伝熱工学資料改訂第５版(日本機械学会)より、例えば、珪岩質骨材コンクリートの熱伝導率は１.１Ｗ/ｍＫ（６００Ｋ）、機械構造用炭素鋼Ｓ３５Ｃは３８.６Ｗ/ｍＫ（５００Ｋ）)。更に、冷却材喪失事故後に作動する熱発生安全装置により、原子炉格納容器外の空間内の空気を暖め上昇流を生じさせる必要がある。

また、特許文献４及び５では、鋼製の原子炉格納容器の外部（原子炉建屋と原子炉格納容器の間の空間）に空気を流して冷却しており、ドライウェルと接する原子炉格納容器壁は、原子炉格納容器の側面の一部と上部である。この場合、ドライウェルの冷却性能を更に向上させるには、原子炉格納容器内の内部構造に沿って空気流路を設ける必要がある。一方、矩形形状のコンクリート製原子炉格納容器に特許文献４及び５の内容を採用する場合には、原子炉格納容器外部から空冷することになり、特許文献３と同様の課題が残る。

また、特許文献６では、ドライウェルに熱交換器やブロアを設置するとともに、原子炉格納容器外にポンプや冷却プールを設置する必要がある。発生確率が非常に小さい全電源喪失時には、これらの機器は使用できなくなる可能性があると共に、プール水の水源も継続的に確保する必要がある。

本発明は上述の点に鑑みなされたもので、その目的とするところは、原子炉格納容器における冷却性能が向上することは勿論、全電源喪失時であっても、簡単な構成で電気を使用せずに原子炉格納容器の冷却を行うことができる原子炉システムを提供することにある。

本発明の原子炉システムは、上記目的を達成するために、炉心を内包する原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器を格納する原子炉格納容器と、該原子炉格納容器内に前記原子炉圧力容器を取り囲むように設置されたドライウェルと、前記原子炉格納容器の下部に設置され、該原子炉格納容器内の圧力上昇を抑制するための圧力抑制プールを保有する圧力抑制室と、前記ドライウェルと前記圧力抑制プールを連結するベント管とを備えた原子炉システムにおいて、前記ドライウェル内に、前記原子炉格納容器壁の一部である鋼製ライナと空気流路用構造物で形成される空気流路を設置し、該空気流路内を前記原子炉格納容器外から取り入れた空気が流れて前記原子炉格納容器外に排出されることを特徴とする。

また、前記空気流路は、前記ドライウェルを囲むように該ドライウェルの最外周に設置されていることを特徴とする。

また、前記ドライウェル内の垂直部の前記空気流路は環状流路、前記ドライウェル内のダイヤフラムフロア及び天丼に設ける空気流路は水平流路であり、かつ、それら環状流路と水平流路は連通していることを特徴とする。

また、前記空気流路用構造壁は、炭素鋼で形成されていることを特徴とする。

また、前記ドライウェル内のダイヤフラムフロア及び天井に設ける水平流路は、前記空気流路の出口に向かって上向きに傾斜していることを特徴とする。

また、前記空気流路の内側に補助流路若しくはフィンが設置されていることを特徴とする。

また、前記圧力抑制室に囲まれている部分に位置する前記ドライウェル内に垂直に配置されている前記空気流路の内側に、これをバイパスするように複数の配管から成る補助流路を設けると共に、その上方の幅広の前記ドライウェル内に垂直に配置されている空気流路の内側に、これをバイパスするように複数の配管から成る補助流路を設けたことを特徴とする。

また、前記ドライウェル内の前記空気流路に加えて、前記圧力抑制室内に空気流路を設けたことを特徴とする。

また、前記原子炉格納容器外から前記空気流路に空気を取り入れる空気流路入口配管と前記原子炉格納容器外に空気を排出する空気流路出口配管には、それぞれ空気流路入口用隔離弁及び空気流路出口用隔離弁が設けられていると共に、前記空気流路には圧力計、流量計、温度計或いは放射性物質測定計器を設け、かつ、それらの各測定計器の測定値に対応して空気流路入口用隔離弁及び空気流路出口用隔離弁が開閉されることを特徴とする。

また、前記空気流路の空気流路入口配管に空気流路気密漏洩検査弁を設けると共に、前記空気流路入口用隔離弁及び空気流路出口用隔離弁を閉止し、かつ、前記空気流路気密漏洩検査弁を開放した状態で、加圧装置により前記空気流路内を加圧して該空気流路の健全性を検査することを特徴とする。

また、前記原子炉格納容器の壁は、鉄筋コンクリートと内張の鋼製ライナで構成されていることを特徴とする。

本発明によれば、原子炉格納容器における冷却性能が向上することは勿論、全電源喪失時であっても、簡単な構成で電気を使用せずに原子炉格納容器の冷却を行うことができる。

本発明の原子炉システムの実施例１を示す断面図である。図１のＡ−Ａ矢視を示した図である。図１のＢ−Ｂ矢視を示した図である。図１のＣ−Ｃ矢視を示した図である。図１のａ部詳細を示した拡大断面図である。本発明の原子炉システムの実施例２を示す断面図である。本発明の原子炉システムの実施例３を示す断面図である。図７のＤ−Ｄ矢視を示した図である。本発明の原子炉システムの実施例４を示す断面図である。図９のＥ−Ｅ矢視を示した図である。

以下、図示した実施例に基づいて本発明の原子炉システムを説明する。

図１乃至図５に本発明の原子炉システムの実施例１を示す。

図１に示すように、実施例１の原子炉システムは、炉心１を内包する原子炉圧力容器２と、原子炉圧力容器２を格納する原子炉格納容器４と、原子炉格納容器４内に原子炉圧力容器２を取り囲むように設置されたドライウェル３と、原子炉格納容器４の下部に設置され、この原子炉格納容器４内の圧力上昇を抑制するための圧力抑制プール６を保有する圧力抑制室５と、ドライウェル３と圧力抑制プール６を連通するベント管８とで概略構成されている。また、本実施例の原子炉格納容器４の壁は、図５に示すように、内張の鋼製ライナ４ｂと鉄筋コンクリート４ａで構成されており、ここが圧力境界部となる。

そして、本実施例の特徴となる構成要素は、原子炉格納容器４を冷却する設備として、ドライウェル３内に、具体的にはドライウェル３を囲むようにドライウェル３の最外周に、空気流路１０を設け、原子炉格納容器４外から空気流路１０に空気を取り入れて空気流路１０に空気を流し、その後、原子炉格納容器４外に空気を排出するようにしたことである。

このドライウェル３内の空気流路１０は、図５に示すように、気密機能保持のために用いている原子炉格納容器４の内側に鉄筋コンクリート４ａを介して設けられた内張の鋼製ライナ４ｂと空気流路用構造壁１６で構成され、空気流路用構造壁１６が支持構造材１１で鋼製ライナ４ｂに複数ヶ所支持されることで、空気流路１０が形成されている。尚、空気流路用構造壁１６は、熱伝導率の高い材質(例えば、炭素鋼)を用いている。

また、図２及び図４に示すように、ドライウェル３内の垂直部の空気流路１０は環状流路、ダイヤフラムフロア１８や天井１９などに設ける水平部の空気流路は、水平流路となっている。

尚、空気流路１０である水平流路も環状流路と同様に、原子炉格納容器４壁の一部である内張の鋼製ライナ４ｂと類似した鋼製のライナ(図示せず)と空気流路用構造壁１６で構成されている。

また、ドライウェル３内の空気流路１０は、環状流路と水平流路を連通させたものであり、それら空気流路１０の両端部は、原子炉格納容器４外に設ける空気流路入口配管１２と空気流路出口配管１３にそれぞれ接続されている。

通常運転時には、ドライウェル３内は常温であるため空気流路１０に空気を流す必要が無いことから、原子炉格納容器４内外を隔離するために、空気流路入口配管１２には空気流路入口用隔離弁１４を、空気流路出口配管１３には空気流路出口用隔離弁１５を設けている。この空気流路入口用隔離弁１４及び空気流路出口用隔離弁１５は、電気（外部電源喪失時はバッテリ）や空気を駆動源として自動で開閉操作できる設備となっている。

また、空気流路１０に設ける圧力計、流量計、温度計あるいは放射性物質測定計器などの計測機器による測定値に対応して、空気流路入口用隔離弁１４及び空気流路出口用隔離弁１５を開閉することができる設備となっている。更に、全電源喪失時に手動でも開閉操作できる構造となっている。

また、本実施例では、ドライウェル３内の空気流路１０は、環状流路と水平流路を連通させているが、環状流路や水平流路を複数の配管に置き換えても、本実施例と同様の効果が得られるので問題は無いし、本実施例では、空気流路入口配管１２や空気流路出口配管１３は、複数設けているが、配管サイズを大きくすればそれぞれの配管は１本でも問題ない。

ところで、主蒸気配管９の破断で代表される冷却材喪失事故が起こると、事故初期には、主蒸気配管９からドライウェル３内に多量の蒸気が流出し、ドライウェル３内の温度及び圧力が上昇する。蒸気と不凝縮性気体（通常運転時にドライウェル３内の気体を置換している窒素ガスを含む）が充満したドライウェル３内の圧力は、ベント管８の開口部までの水深による水頭に打ち勝ち、蒸気と不凝縮性気体は圧力抑制プール６内に流入し、蒸気は凝縮され、原子炉格納容器４内の過度の圧力上昇を抑制する。その際、圧力抑制プール６水の温度は、蒸気凝縮により上昇する。不凝縮性気体は、圧力抑制プール６上方のウェットウェル７に移動する。

時間の経過と共にドライウェル３内の圧力が低下するため、ベント管８の開口部までの水深による水頭に打ち勝てなくなり、圧力抑制プール６への蒸気及び不凝縮性気体の流入量は徐々に減っていくことになる。その後、ドライウェル３内の圧力がベント管８の開口部までの水深による水頭より低くなるため、圧力抑制プール６への蒸気及び不凝縮性気体の流入は無くなり、ドライウェル３内の温度は高温状態で放置される。

本実施例では、ドライウェル３を囲むようにドライウェル３の最外周に空気流路１０を設けて、この空気流路１０に常温の空気を流しているので、熱伝導率の高い材質(例えば、炭素鋼)の空気流路用構造壁１６を介してドライウェル３内の除熱が実現可能となる。

冷却材喪失事故時、空気流路入口配管１２及び空気流路出口配管１３に設けた空気流路入口隔離弁１４と空気流路出口隔離弁１５は、開放する設定にしておくか、或いは手動でも開放操作ができる隔離弁を設置しておく。この空気流路入口隔離弁１４と空気流路出口隔離弁１５を開放することで、ドライウェル３内の空気流路１０と外気は、空気流路入口配管１２及び空気流路出口配管１３を介して連通することになる。

ドライウェル３内の温度が上昇すると、ドライウェル３内の高温の蒸気から熱伝達、熱伝導、熱伝達という形態で、空気流路用構造壁１６を介して空気流路１０内の空気に熱が伝わる。空気流路１０内の空気が暖まると、空気の密度が小さくなり、暖まった空気は空気流路出口配管１３に向かって上昇する。空気流路入口隔離弁１４が開放していることから、空気の上昇に伴い、空気流路入口配管１２から空気流路１０内に空気が吸い込まれていく。

一方、空気流路出口隔離弁１５も開放していることから、空気の上昇に伴い、空気流路出口配管１３から空気が排出されていく。空気流路１０内は常温の空気が流れ込むため、ドライウェル３内の温度と空気流路１０内の空気の温度に差が生じている限り、前記の作用は継続的に行われる。このため、全電源喪失時であっても、簡単な構成で電気を使用せずに、原子炉格納容器４内の冷却性能を向上させることができる。

また、図１に示すように、空気流路１０内の圧力を測定するため、圧力計２２を設けている。例えば、ドライウェル３を除熱中に空気流路１０が損傷（例えば、空気流路１０が破断）した場合、ほぼ大気圧に近い空気流路１０内の圧力が急激に上昇するため、上記した圧力計２２で異常を検知し、その検知信号により空気流路入口用隔離弁１４と空気流路出口用隔離弁１５を閉止するようにしている。従って、空気流路１０が損傷したとしても、原子炉格納容器４の外部への影響は殆ど無い。

尚、図１では圧力計２２により空気流路１０内の異常を検知しているが、流量計、温度計あるいは放射性物質測定計器などの計測機器を単独で使用しても組み合わせて使用しても同様の効果が得られる。それぞれの異常事象は、流量計であれば空気流路を流れる空気流量が増加すること、温度計であれば空気流路内の温度が上昇すること、放射性物質測定計器であれば空気流路内の放射性物質の飛散量が増加することである。

また、改良型沸騰水型原子炉の定期検査時には、原子炉格納容器４の気密漏洩検査を実施している。従来の原子炉格納容器４では、原子炉格納容器４の全体を加圧して、気密機能を保持するために使用している内張の鋼製ライナ４ｂの健全性確認及び原子炉格納容器４の貫通部からの漏洩検査を実施している。

これに対して、本実施例の原子炉格納容器４では、ドライウェル３内の空気流路１０は、原子炉格納容器４の一部である鋼製ライナ４ｂと空気流路用構造壁１６で構成しているが、改良型沸騰水型原子炉の定期検査時には、先ず空気流路入口配管１２及び空気流路出口配管１３に設けられている空気流路入口用隔離弁１４及び空気流路出口用隔離弁１５を閉止し、空気流路入口配管１２から分岐した配管に設けられている空気流路気密漏洩検査用弁２０を開放する。そして、気密漏洩検査時には、空気流路気密漏洩検査用弁２０の先端に設けられている気密漏洩検査用加圧装置２１により空気流路１０内を加圧して、空気流路１０の健全性、つまり原子炉格納容器４の健全性及び原子炉格納容器４の貫通部からの漏洩検査を実施している。

これにより、従来から行っていた気密漏洩検査時に、ドライウェル３と圧力抑制室５を含む原子炉格納容器４の全体を加圧していた作業が軽減され、ドライウェル３内の空気流路１０と圧力抑制室５の２区分を加圧すれば良く、気密漏洩の検査作業の簡素化、検査時間の短縮に繋がり、作業効率の向上となる。

尚、空気流路気密漏洩検査用弁２０は常設にしておく必要があるが、気密漏洩検査用加圧装置２１は常設では無く、可搬式として後から設置する形でも問題は無い。また、本実施例では、コンクリート製の原子炉格納容器４のドライウェル３内に空気流路１０を設けているが、鋼製の原子炉格納容器に空気流路を設けても問題は無い。

本発明の原子炉システムの実施例２を図６に示す。該図に示す本実施例の特徴は、空気流路１０の水平部１０ａ〜１０ｃを、空気流路出口に向かって上向きに傾斜を設けたことである。

例えば、ダイヤフラムフロア１８に設けた空気流路１０の水平部１０ｂでは、ドライウェル３内の熱は、ドライウェル３から空気流路１０の水平部１０ｂの壁を介して除熱される。

通常、空気流路入口配管１２から空気流路出口配管１３に向かって空気は流れるが、空気流路１０の水平部１０ｂでは、空気流路１０の上方の空気のみが暖められ、空気流路１０の上方位置に高温の空気が停滞することが考えられる。高温の空気が停滞すると、空気流路１０の水平部１０ｂにおいて、ドライウェル３内と空気流路１０内の気体（高温の空気）との温度差が小さくなり除熱性能が悪くなる。

そこで、本実施例のように、空気流路１０の水平部１０ｂを空気流路出口に向かって上向きに傾斜を設けることによって、空気流路１０の壁を介して暖められた高温の空気が空気流路１０の途中で停滞することなく、空気流路出口配管１３の方向に流れやすくなり、空気流路の水平部１０ａ〜１０ｃの除熱性能を向上させることができる。

このような本実施例の構成としても、実施例１と同様な効果を得ることができる。

本発明の原子炉システムの実施例３を図７及び図８に示す。該図に示す本実施例の特徴は、図１の実施例１の構成に加えて、ドライウェル３内の空気流路１０の内側に補助流路１７ａ、１７ｂを設けたことである。

即ち、本実施例では、圧力抑制室５に囲まれている部分に位置するドライウェル３内に垂直に配置されている空気流路１０に、これをバイパスするように複数の配管から成る補助流路１７ａを設けると共に、その上方の幅広のドライウェル３内に垂直に配置されている空気流路１０に、これをバイパスするように複数の配管から成る補助流路１７ｂを設けたものである。

このような本実施例のように構成することにより、図１の実施例１の効果に加えて、本実施例では、補助流路１７ａ、１７ｂを追加することにより、ドライウェル３内を除熱するための伝熱面積が増加し、更に、ドライウェル３の除熱性能が向上する。

尚、図７及び図８では、補助流路１７ａ、１７ｂを複数の配管で構成しているが、空気流路用構造壁１６の内外にフィンを設けることでも同様の効果が得られる。

本発明の原子炉システムの実施例４を図９及び図１０に示す。該図に示す本実施例の特徴は、図１の実施例１の特徴であるドライウェル３内の空気流路１０に加えて、圧力抑制室５内にも空気流路１０を設けたことである。

ドライウェル３内の空気流路１０では、図１の実施例と同様に、空気流路用構造壁１６を介してドライウェル３内の除熱が実現可能となる。冷却材喪失事故時、ドライウェル３内の蒸気がベント管８を通して圧力抑制プール６に流入し、蒸気が凝縮することによって圧力抑制プール６水の温度が上昇するが、本実施例のように、圧力抑制室５内にも空気流路１０を設けることで、高温となった圧力抑制プール６水と空気流路１０内の常温の空気との温度差によって圧力抑制プール６の除熱ができ、圧力抑制プール６の水の温度上昇を抑制できる。

更に、ウェットウェル７内では、不凝縮性気体とともに蒸気も混合しているが、圧力抑制プール６での作用と同様に、ウェットウェル７内の高温の蒸気と空気流路１０内の常温の空気との温度差によって、ウェットウェル７内の除熱が実現可能となる。

このような本実施例の構成としても、実施例１と同様な効果を得ることができることは勿論、これに加え、上記のような効果を得ることができる。

尚、上述した実施例１乃至４では、ドライウェル３に接する領域のみ空気流路１０を形成するため、気密漏洩検査は原子炉格納容器４の全体では無く部分的ではあるが、ドライウェル３部分に関しては空気流路１０を利用して気密漏洩検査を実現でき、検査作業の効率向上となる。

更に、各実施例の原子炉格納容器４では、ドライウェル３及び圧力抑制室５内の空気流路１０は、原子炉格納容器４の一部である鋼製ライナ４ｂと空気流路用構造壁１６で構成しているが、原子炉格納容器４の気密漏洩検査時には、図１と同様な方法で空気流路１０内を加圧して、空気流路１０の健全性、つまり原子炉格納容器４の健全性及び原子炉格納容器４の貫通部からの漏洩検査を実施することができる。

これにより、従来から行っていた気密漏洩検査時に原子炉格納容器４全体を加圧していた作業が無くなり、空気流路１０のみを加圧すれば良く、気密漏洩の検査時間の短縮に繋がり、作業効率向上となる。

１…炉心、２…原子炉圧力容器、３…ドライウェル、４…原子炉格納容器、４ａ…鉄筋コンクリート、４ｂ…鋼製ライナ、５…圧力抑制室、６…圧力抑制プール、７…ウェットウェル、８…ベント管、９…主蒸気配管、１０…空気流路、１０ａ〜１０ｃ…空気流路の水平部、１１…支持構造材、１２…空気流路入口配管、１３…空気流路出口配管、１４…空気流路入口用隔離弁、１５…空気流路出口用隔離弁、１６…空気流路用構造壁、１７ａ、１７ｂ…補助流路、１８…ダイヤフラムフロア、１９…天井、２０…空気流路気密漏洩検査用弁、２１…気密漏洩検査用加圧装置、２２…圧力計。

Claims

炉心を内包する原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器を格納する原子炉格納容器と、該原子炉格納容器内に前記原子炉圧力容器を取り囲むように設置されたドライウェルと、前記原子炉格納容器の下部に設置され、該原子炉格納容器内の圧力上昇を抑制するための圧力抑制プールを保有する圧力抑制室と、前記ドライウェルと前記圧力抑制プールを連結するベント管とを備えた原子炉システムにおいて、
前記ドライウェル内に、前記原子炉格納容器壁の一部である鋼製ライナと空気流路用構造壁で形成される空気流路を設置し、該空気流路内を前記原子炉格納容器外から取り入れた空気が流れて前記原子炉格納容器外に排出されることを特徴とする原子炉システム。
請求項１に記載の原子炉システムにおいて、
前記空気流路は、前記ドライウェルを囲むように該ドライウェルの最外周に設置されていることを特徴とする原子炉システム。
請求項１又は２に記載の原子炉システムにおいて、
前記ドライウェル内の垂直部の前記空気流路は環状流路、前記ドライウェル内のダイヤフラムフロア及び天井に設ける空気流路は水平流路であり、かつ、それら環状流路と水平流路は連通していることを特徴とする原子炉システム。
請求項１乃至３のいずれか１項に記載の原子炉システムにおいて、
前記空気流路用構造壁は、炭素鋼で形成されていることを特徴とする原子炉システム。
請求項３又は４に記載の原子炉システムにおいて、
前記ドライウェル内のダイヤフラムフロア及び天井に設ける水平流路は、前記空気流路の出口に向かって上向きに傾斜していることを特徴とする原子炉システム。
請求項１乃至５のいずれか１項に記載の原子炉システムにおいて、
前記空気流路の内側に補助流路若しくはフィンが設置されていることを特徴とする原子炉システム。
請求項１乃至５のいずれか１項に記載の原子炉システムにおいて、
前記圧力抑制室に囲まれている部分に位置する前記ドライウェル内に垂直に配置されている前記空気流路の内側に、これをバイパスするように複数の配管から成る補助流路を設けると共に、その上方の幅広の前記ドライウェル内に垂直に配置されている空気流路の内側に、これをバイパスするように複数の配管から成る補助流路を設けたことを特徴とする原子炉システム。
請求項１乃至７のいずれか１項に記載の原子炉システムにおいて、
前記ドライウェル内の前記空気流路に加えて、前記圧力抑制室内に空気流路を設けたことを特徴とする原子炉システム。
請求項１乃至８のいずれか１項に記載の原子炉システムにおいて、
前記原子炉格納容器外から前記空気流路に空気を取り入れる空気流路入口配管と前記原子炉格納容器外に空気を排出する空気流路出口配管には、それぞれ空気流路入口用隔離弁及び空気流路出口用隔離弁が設けられていると共に、前記空気流路には圧力計、流量計、温度計或いは放射性物質測定計器を設け、かつ、それらの各測定計器の測定値に対応して空気流路入口用隔離弁及び空気流路出口用隔離弁が開閉されることを特徴とする原子炉システム。
請求項９に記載の原子炉システムにおいて、
前記空気流路の空気流路入口配管に空気流路気密漏洩検査弁を設けると共に、前記空気流路入口用隔離弁及び空気流路出口用隔離弁を閉止し、かつ、前記空気流路気密漏洩検査弁を開放した状態で、加圧装置により前記空気流路内を加圧して該空気流路の健全性を検査することを特徴とする原子炉システム。
請求項１乃至１０のいずれか１項に記載の原子炉システムにおいて、
前記原子炉格納容器の壁は、鉄筋コンクリートと内張の鋼製ライナで構成されていることを特徴とする原子炉システム。