JP6718791B2 - 原子炉格納容器 - Google Patents

Description

本発明は、原子力発電プラントに用いられる原子炉格納容器に関する。

原子力発電プラントでは、原子炉の停止後も炉心で崩壊熱が発生し、その熱で蒸気（水蒸気）が発生する。沸騰水型軽水炉（以下、「ＢＷＲ」と称す）では、炉心が格納されている原子炉圧力容器（以下、「ＲＰＶ」と称す）が原子炉格納容器（以下、「ＰＣＶ」と称す）の内部に設置されている。ＰＣＶは、ＲＰＶや主要な配管などが設置されているドライウェル（以下、「Ｄ／Ｗ」と称す）という空間と、内部にサプレッションプール（以下、「Ｓ／Ｐ」と称す）を持つウェットウェル（以下、「Ｗ／Ｗ」と称す）という空間に区分されている。Ｄ／ＷとＷ／Ｗは、ベント管と呼ばれる配管で接続されている。ベント管は、上部がＤ／Ｗに開口しており、下部がＳ／Ｐ内に開口している。

原子炉で配管破断事故（一般的に「ＬＯＣＡ」の名称で知られる）などが発生し、原子炉の内部で発生した蒸気がＰＣＶ内に放出（蒸気の放出は、配管が設置されているＤ／Ｗで発生する）されると、Ｄ／Ｗの圧力がＷ／Ｗの圧力よりも高くなるため、放出された蒸気は、Ｄ／ＷとＷ／Ｗの圧力差を駆動力として、ベント管を介してＷ／Ｗ内のＳ／Ｐに流入し、Ｓ／Ｐで冷却される（凝縮する）。また、ベント管と同様な冷却機能を持つシステムとして、Ｄ／ＷとＷ／Ｗの圧力差を駆動力として、Ｄ／Ｗ内の蒸気を含むガスを熱交換器を通して冷却してＷ／Ｗに排出する静的格納容器冷却系（以下、「ＰＣＣＳ」と称す、「ＰＣＣ」と呼ばれることもある）も提案されている。このような機構を持つことで、ＢＷＲでは、比較的小さなＰＣＶでも、崩壊熱により発生した蒸気を効率良く除去（凝縮）し、ＰＣＶの圧力の上昇を緩和して過度の圧力上昇を抑制することができる。

一方、事象の進展によっては、一時的にＷ／Ｗの圧力がＤ／Ｗの圧力より高くなることも有り得る。この場合、Ｄ／ＷからＷ／Ｗに蒸気が流れなくなる。このような場合のために、Ｗ／ＷとＤ／Ｗの間には真空破壊弁（「バキュームブレーカ」と呼ばれることもある）が設置されており、Ｗ／Ｗの圧力がＤ／Ｗの圧力より高くなった場合には、Ｗ／Ｗ内部のガスをＤ／Ｗに放出することで、Ｗ／Ｗの圧力を下げることができる。

上記のような機能について、例えば特開平４−３０１７９５号公報、特開平７−７２２８０号公報、特開平９−１６６６８７号公報、及び特開２００９−１４５３４２号公報などの文献では、真空破壊弁が開いた状態で固着して閉じなくなる現象（以下、この現象を「開固着」と称し、開固着が起こることを「開固着する」と称す）が起きたり真空破壊弁に漏洩が発生したりした場合に、ＰＣＶの冷却が十分にできなくなり、その結果、ＰＣＶの圧力が高くなる可能性が指摘されている。これらの文献では、この問題を回避するため、真空破壊弁を水の水頭圧を用いた封水機能で代替または封水機能を多重化する構成（特開平４−３０１７９５号公報、特開２００９−１４５３４２号公報）、Ｗ／Ｗの気相部を分割する構成（特開平９−１６６６８７号公報）、及びＷ／Ｗ内部の壁面を熱容量の大きな固体材料で覆って冷却機能を増加する構成（特開平７−７２２８０号公報）などの対策を提案している。

特開平４−３０１７９５号公報 特開平７−７２２８０号公報 特開平９−１６６６８７号公報 特開２００９−１４５３４２号公報

上述したように、真空破壊弁に開固着や漏洩が発生すると、ＰＣＶの冷却が十分にできなくなる。特開平７−７２２８０号公報に記載の発明では、熱容量の大きな固体材料でＰＣＶの冷却機能を増加しているが、一般的に水はコストと熱容量の観点で非常に優れた冷媒であり、水による除熱機能を固体材料で代替するには多大なコストがかかる可能性がある。特開平９−１６６６８７号公報に記載の発明では、Ｗ／Ｗの気相部を分割し、一部の気相部で真空破壊弁が開固着しても、他の気相部ではＷ／Ｗの機能を維持している。しかし、この発明で維持されるのはＰＣＣＳの機能のみであり、真空破壊弁が開固着したＷ／Ｗ部分から真空破壊弁が健全なＷ／Ｗ部分にＳ／Ｐの水が移動して、ベント管にかかる水頭圧が増加するため、通常のＢＷＲに設置されているベント管の機能については維持できないと考える。特開平４−３０１７９５号公報と特開２００９−１４５３４２号公報では、水頭圧を用いた封水機能で真空破壊弁の機能を代替または多重化している。この構成は有効と考えるが、一時的にＤ／Ｗの圧力が急激に高くなったときには、封水に用いている水がＷ／Ｗに流れる可能性があり、それ以降は封水機能を維持できない可能性がある。

本発明は、上記の課題を考慮し、真空破壊弁の機能を長期にわたって高い信頼性で代替可能な装置を備える原子炉格納容器を提供することを目的とする。

本発明による原子炉格納容器は、原子炉の炉心を格納する原子炉圧力容器が設置されているドライウェルと、水を溜めているサプレッションプールを内部に備えるウェットウェルと、前記ウェットウェルの内部に備えられ、垂直方向に延伸し、上部が前記ドライウェルに開口するベント管と、水平方向に延伸し、一端が前記ベント管に接続され、他端が前記サプレッションプールの水中に開口する水平ベント管と、前記ウェットウェルの気相部と連通するための開口部を上部に備える封水保持容器と、少なくとも鉛直方向に延伸し、上端が前記封水保持容器の下端に接続された封水管と、水を溜めており、内部が前記ドライウェルに連通し、前記封水管の下端が水中で開口している貯水部とを備える。前記封水保持容器の下端と前記封水管の下端との高さの差Ｈｔは、前記原子炉の通常運転時の前記サプレッションプールの最高水面と前記水平ベント管の上端との高さの差Ｈｖよりも大きい。

本発明によれば、真空破壊弁の機能を長期にわたって高い信頼性で代替可能な装置を備える原子炉格納容器を提供することができる。

本発明の実施例１による原子炉格納容器の構成図。 従来の原子炉格納容器の構成例を示す図。 本発明の実施例１による原子炉格納容器の構成の第１変形例を示す図。 本発明の実施例１による原子炉格納容器の構成の第１変形例を示す図（Ｗ／Ｗ連結管を備えない点が図５Ａと異なる）。 本発明の実施例１による原子炉格納容器の構成の第２変形例を示す図。 本発明の実施例２による原子炉格納容器の構成図。 本発明の実施例２による原子炉格納容器の構成図（封水容器が図５Ａと異なる）。 本発明の実施例２による原子炉格納容器の構成の第１変形例を示す図。 本発明の実施例２による原子炉格納容器の構成の第２変形例を示す図。 本発明の実施例２による原子炉格納容器の構成の第３変形例を示す図。 本発明の実施例３による原子炉格納容器の構成図。

発明者らは、真空破壊弁が開固着したために起こる過度なＰＣＶの冷却不全や圧力上昇を回避するには、真空破壊弁の機能を封水を用いた装置で代替すれば良いことと、さらに、この装置を長期にわたって高い信頼性で動作させるためには、この装置の上部に封水保持容器を設置すれば良いことという新たな知見を見出した。

本発明による原子炉格納容器は、少なくとも、Ｗ／Ｗの気相部と連通する封水保持容器と、封水保持容器の下端に接続され封水保持容器から鉛直方向下方に延びる封水管と、水を溜めており封水管の下端が水中で開口しており内部がＤ／Ｗに連通する封水プール（貯水部）とからなる装置を備える。原子炉の通常運転時では、封水保持容器の下端と封水管の下端との高さの差Ｈｔは、Ｗ／ＷのＳ／Ｐの最高水面とベント管のＳ／Ｐ中の開口部の上端との高さの差Ｈｖより大きい。上記の装置は、長期にわたって使用しても、真空破壊弁の開固着のような、弁としての機能を失う現象が起きる可能性が低い。本発明によるＰＣＶは、上記の装置により、真空破壊弁の機能を長期にわたって高い信頼性で代替することができ、過度なＰＣＶの冷却不全や圧力上昇を回避することができる。

封水プールには、Ｄ／Ｗの下部に設置されており、Ｄ／Ｗ内の水を溜めて排水するサンプピットを用いてもよく、内部に水を溜めており、内部の気相部がＤ／Ｗに連通する容器を用いてもよい。

また、封水保持容器は、Ｗ／ＷとＤ／Ｗとの間に設置された真空破壊弁のＤ／Ｗ側に接続し、真空破壊弁を介してＷ／Ｗの気相部と連通するようにしてもよい。

ここで、従来のＰＣＶについて説明する。

図２は、従来のＰＣＶの構成例を示す図である。図２には、一例として、改良型ＢＷＲ（以下、「ＡＢＷＲ」と称す）のＰＣＶを示している。ＰＣＶ１内には、原子炉の炉心２を格納するＲＰＶ３が設置されている。ＲＰＶ３には、ＲＰＶ３内で発生した蒸気をタービン（図示せず）に送る主蒸気管４が接続されている。主蒸気管４は、ＰＣＶ１内のＤ／Ｗ５と呼ばれる領域を通っている。ＰＣＶ１内には、Ｗ／Ｗ６と呼ばれる領域もある。Ｗ／Ｗ６は、Ｓ／Ｐ７と呼ばれる水を溜めている領域（プール）と、Ｓ／Ｐ７の水面７１より上方の気相部を内部に備える。なお、ＡＢＷＲのＰＣＶ１内には通常、窒素ガスが存在する（空気を窒素ガスで置換している）。

Ｗ／Ｗ６の内部には、ベント管８と呼ばれる垂直方向に延伸する管が設置されている。ベント管８は、上部がＤ／Ｗ５に開口しており、下部（Ｓ／Ｐ７の水面７１より下方）に水平ベント管８１が接続されている。水平ベント管８１は、通常は上下方向に複数段設置され、一端がベント管８に接続され、水平方向に延伸し、他端がＳ／Ｐ７の水中に開口する。

Ｄ／Ｗ５は、場所によって呼び方を分け、Ｗ／Ｗ６の上方にあるＤ／Ｗ５の部分を上部Ｄ／Ｗ５１と呼び、Ｗ／Ｗ６の横にあるＲＰＶ３の下部が含まれるＤ／Ｗ５の部分を下部Ｄ／Ｗ５２と呼ぶこともある。

Ｗ／Ｗ６とＤ／Ｗ５の間には、Ｗ／Ｗ６の気相部とＤ／Ｗ５を接続する真空破壊弁９が複数設置されている。真空破壊弁９の役割について、以下で説明する。

ＰＣＶ１内のＤ／Ｗ５で例えば配管が破断して、ＲＰＶ３内から蒸気が放出されるような事象を考える。蒸気の放出により、Ｄ／Ｗ５の圧力が上昇する。Ｄ／Ｗ５の圧力がＷ／Ｗ６の圧力よりも高くなることで、ベント管８内の水位が押し下げられる。ベント管８内の水位が水平ベント管８１の位置まで下がると、Ｄ／Ｗ５内の蒸気を含むガス（主に窒素と蒸気の混合ガス）は、水平ベント管８１を通してＳ／Ｐ７の水中に放出され、冷却されて凝縮する。このようにして、Ｄ／Ｗ５の圧力の上昇が抑制される。

しかし、事象の進展によっては、Ｗ／Ｗ６の圧力がＤ／Ｗ５の圧力より高くなる場合も有り得る。例えば、Ｄ／Ｗ５にＤ／Ｗスプレイ（図示せず）が設置されており、ＰＣＶ１内の温度を下げるためにＤ／Ｗスプレイから水を噴霧することがある。この場合、Ｄ／Ｗ５内の蒸気がスプレイ水により凝縮し、Ｄ／Ｗ５の圧力が減少する。Ｄ／Ｗ５とＷ／Ｗ６の間で大きな圧力差が生じると、ＰＣＶ１の構造材に負荷がかかるため、Ｗ／Ｗ６からＤ／Ｗ５にガスを放出して均圧化を図る必要がある。真空破壊弁９は、このような状況で動作し、Ｗ／Ｗ６の圧力がＤ／Ｗ５の圧力よりも高くなったときに開き、Ｗ／Ｗ６内のガスをＤ／Ｗ５に放出する働きをする。

その後、Ｄ／Ｗ５の圧力がＷ／Ｗ６の圧力よりも高くなった場合には、真空破壊弁９は自動的に閉じる。これは、真空破壊弁９が開いたままであると、Ｄ／Ｗ５内の蒸気を含むガスは、真空破壊弁９を通してＷ／Ｗ６の気相部に流入し、ベント管８を通してＳ／Ｐ７の水中に放出されず、蒸気がＳ／Ｐ７内で冷却（凝縮）しないためである。このため、真空破壊弁９に開固着や漏洩が発生した場合には、ＰＣＶ１の冷却が十分にできなくなり、ＰＣＶ１の圧力が高くなる可能性がある。

本発明による原子炉格納容器は、真空破壊弁９の機能を代替可能であって開固着や漏洩の可能性が低い装置を備える。以下、本発明の実施例による原子炉格納容器を、図面を用いて説明する。なお、本明細書で用いる図面において、同一の又は対応する要素には同一の符号を付け、これらの要素については繰り返しの説明を省略する場合がある。

図１は、本発明の実施例１によるＰＣＶの構成図である。本実施例によるＰＣＶ１は、図２に示した従来のＰＣＶ１とほぼ同様の構成を備えるが、Ｗ／Ｗ６の気相部とＤ／Ｗ５を接続する真空破壊弁９を備えない。本実施例によるＰＣＶ１は、真空破壊弁９の替わりに、Ｗ／Ｗ連結管１０と、封水保持容器１１と、封水管１２と、封水プール（貯水部）であるサンプピット１３とを備える装置（真空破壊弁代替装置）を備える。

Ｗ／Ｗ連結管１０は、一端がＷ／Ｗ６の気相部に開口し、他端が封水保持容器１１に接続されている管状部材である。

封水保持容器１１は、上部に開口部を備え、この開口部にＷ／Ｗ連結管１０が接続されており、下端が封水管１２に接続されている。封水保持容器１１は、水平方向の内部の断面積（内部の空間の断面積）が封水管１２の水平方向の内部の断面積より大きく、Ｗ／Ｗ連結管１０によりＷ／Ｗ６の気相部と連通している。

封水管１２は、鉛直方向に延伸しており、上端が封水保持容器１１の下端に接続され、下端がＤ／Ｗ５の内部に設置されたサンプピット１３の水中で開口している。

サンプピット１３は、下部Ｄ／Ｗ５２の床面に設置され、Ｄ／Ｗ５内で生じた水滴を集めて排水するための設備であり、水が溜まっていて、原子炉の通常運転時も一定以上の水位を維持している。サンプピット１３は、上部が開放されており、内部がＤ／Ｗ５と連通している。

本実施例によるＰＣＶ１が備える真空破壊弁代替装置の動作原理を以下に説明する。

まず、Ｗ／Ｗ６の圧力がＤ／Ｗ５の圧力よりも高くなった場合（図２に示した従来のＰＣＶ１において真空破壊弁９が開く場合）における、真空破壊弁代替装置の動作について説明する。Ｗ／Ｗ６の圧力がＤ／Ｗ５の圧力よりも高くなると、Ｗ／Ｗ６の気相部に溜まったガス（主に窒素と蒸気の混合ガス）は、Ｗ／Ｗ６とＤ／Ｗ５との圧力差によって、Ｗ／Ｗ連結管１０、封水保持容器１１、及び封水管１２をこの順に流れる。封水管１２の内部には、原子炉の通常運転時は、サンプピット１３の水面とほぼ同じ位置に水面が形成されている。封水管１２の内部の水面が封水管１２の内部を流れてきたガスにより押し下げられ封水管１２の下端に達すると、封水管１２の内部のガスは、封水管１２の下端からサンプピット１３に放出される。この結果、Ｗ／Ｗ６からＤ／Ｗ５にガスが放出されることになり、本実施例のＰＣＶ１の真空破壊弁代替装置によって、従来のＰＣＶ１で真空破壊弁９が開くのと同じ機能を実現できる。

次に、Ｄ／Ｗ５の圧力がＷ／Ｗ６の圧力よりも高くなった場合における、真空破壊弁代替装置の動作について説明する。Ｄ／Ｗ５の圧力が高くなると、サンプピット１３の内部の水が押し下げられ、押し下げられた水は封水管１２の内部を上昇する。封水管１２の内部の水面が上昇すると、封水管１２内の水の重さによって、封水管１２内の水を押し下げようとする力が働き、この力（水頭）がＤ／Ｗ５の圧力とＷ／Ｗ６の圧力の差とバランスした位置で、封水管１２の内部の水面は安定する。サンプピット１３の、封水管１２の下端よりも上部にある水量が、封水管１２の内部に溜まる水量に対して十分に大きければ、サンプピット１３内の水位は封水管１２の下端まで下がることはなく、封水管１２の内部をＤ／Ｗ５のガスが通過してＷ／Ｗ６の気相部に流入することは無い。

上記のようなＤ／Ｗ５の圧力がＷ／Ｗ６の圧力よりも高いという条件下では、Ｄ／Ｗ５のガスは、ベント管８と水平ベント管８１を通してＷ／Ｗ６の内部のＳ／Ｐ７の水中に流入させるのが好ましい。このため、封水管１２の鉛直方向の長さ（封水保持容器１１の下端と封水管１２の下端との高さの差）Ｈｔは、Ｓ／Ｐ７の水面７１と水平ベント管８１との鉛直方向の距離（高さの差）Ｈｖよりも大きくする必要がある。ここで、Ｈｖは、原子炉の通常運転時のＳ／Ｐ７の最高水面（水位が管理範囲の上限に達したときの水面）７１と最上段の水平ベント管８１（Ｓ／Ｐ７の水面７１に最も近い水平ベント管８１）の上端との高さの差と定義する。Ｈｔ＞Ｈｖであれば、Ｄ／Ｗ５のガスは、封水管１２を通ってＷ／Ｗ６の気相部に流入せず、ベント管８を通ってＷ／Ｗ６のＳ／Ｐ７の水中に流入する。

注意すべきは、管内の水の力（水頭）によってＤ／Ｗ５のガスがＷ／Ｗ６の気相部に流入しないようにするという機能は、原子炉で事故などが発生したときに、それが収束するまでの間、継続して維持されなければならないということである。例えば、原子炉で配管が破断してＲＰＶ３内から蒸気が放出されるような事象が発生した場合には、Ｄ／Ｗ５の圧力は、一時的に急激に増加して、Ｗ／Ｗ６の圧力よりも非常に高くなる可能性がある。このような場合、サンプピット１３の内部の水面が急激に押し下げられて、封水管１２の内部の水面が急激に一気に上昇することがある。

封水保持容器１１を備えず、封水管１２がＷ／Ｗ６の気相部に直接開口していると、Ｄ／Ｗ５とＷ／Ｗ６との圧力差が、封水管１２内の水面が封水管１２の上端に達したときの封水管１２内の水の重さによる力（水頭）より大きくなった場合には、封水管１２内の水が封水管１２の上端からＷ／Ｗ６の気相部に流出し、封水管１２を封止するための十分な水が喪失する懸念がある。封水管１２を封止するための十分な水が喪失すると、Ｄ／Ｗ５のガスが封水管１２の内部を通過してＷ／Ｗ６の気相部に流入し、従来のＰＣＶ１で真空破壊弁９が開固着した場合と同じ現象が起きる。

本発明では、封水管１２の上部に封水保持容器１１を設置することで、この問題を回避している。本発明での構成では、Ｄ／Ｗ５の圧力が一時的に急激に増加して封水管１２内の水面が急激に一気に上昇しても、封水管１２内を押し上げられた水は封水保持容器１１の中に入って水平方向に拡がり封水保持容器１１の中に溜まるので、封水管１２内の水がＷ／Ｗ６に流出するのを防止できる。さらに、封水保持容器１１に溜まった水で、Ｄ／Ｗ５のガスが封水管１２を通ってＷ／Ｗ６の気相部に流入するのを防止できる。Ｄ／Ｗ５の一時的な圧力の急増が収まった後は、封水保持容器１１の中に溜まった水が、封水管１２を通してサンプピット１３に戻り、サンプピット１３内の水面が封水管１２の下端より上に位置するため、真空破壊弁代替装置の封水機能を維持することができる。

封水保持容器１１の容積（正確には、封水保持容器１１の上部の開口部より下部の容積）は、原子炉の通常運転時のサンプピット１３内に溜まった水の、封水管１２の下端より上部の体積以上である。封水保持容器１１がこのような容積を持てば、サンプピット１３から封水管１２に流れて上昇する水を封水保持容器１１に溜めることができるので、サンプピット１３の水がＷ／Ｗ６に流出するのを防止できる。

図１に示した例では、封水管１２の下端が開口する封水プール（貯水部）としてサンプピット１３を用いた。本発明の目的を達成するには、一定以上の水量（Ｄ／Ｗ５のガスが封水管１２を通ってＷ／Ｗ６の気相部に流入しないような水量）がある封水プールの水中に封水管１２の下端が開口していればよく、封水プールはサンプピット１３に限定されない。

また、図１に示した例ではＰＣＶ１としてＡＢＷＲのものを示した。ＰＣＶ１は、ＡＢＷＲのものに限らず、Ｄ／Ｗ５とＷ／Ｗ６を備えるＰＣＶ、又はそれらと同等な空間、すなわちプールを内部に含む空間（Ｗ／Ｗ６に相当）とそれ以外の空間（Ｄ／Ｗ５に相当）とを備えるＰＣＶであればよい。

また、図１に示した例では真空破壊弁代替装置を１つだけ備えるＰＣＶ１を示したが、ＰＣＶ１は、複数の真空破壊弁代替装置を備えてもよい。また、Ｗ／Ｗ連結管１０や封水管１２に弁を設置してもよい。

図３Ａと図３Ｂは、本発明の実施例１によるＰＣＶ１の構成の第１変形例を示す図である。図３Ａと図３Ｂに示すＰＣＶ１は、封水保持容器１１をＷ／Ｗ６の内部に備える点が、図１に示したＰＣＶ１と異なる。封水管１２は、鉛直方向と水平方向に延伸し、Ｗ／Ｗ６の内部を通り、Ｗ／Ｗ６の側壁を貫通し、Ｄ／Ｗ５に設置されたサンプピット１３に下端が開口する。

図３Ａに示す構成では、封水保持容器１１にＷ／Ｗ連結管１０が接続されており、Ｗ／Ｗ連結管１０を介して封水保持容器１１の内部とＷ／Ｗ６の気相部とが連通する。図３Ｂに示す構成では、封水保持容器１１にＷ／Ｗ連結管１０が接続されてなく、封水保持容器１１の上部に備える開口部１６を介して封水保持容器１１の内部とＷ／Ｗ６の気相部とが連通する。図３Ｂに示す構成は、図３Ａに示す構成と変わらない効果を奏する。

一般的に、ＲＰＶ３の周囲及び下部の空間（下部Ｄ／Ｗ５２）はあまり広く無いが、図３Ａと図３Ｂのような構成とすることで、封水保持容器１１の設置場所の自由度が向上する。また、非常に厳しい事故が発生してＲＰＶ３の周囲の温度が非常に高くなった場合でも、封水保持容器１１を比較的低い温度に保つことができるので、封水保持容器１１中の水が加熱されて蒸発することを防止でき、真空破壊弁代替装置の長期にわたる信頼性をさらに向上できる。

図４は、本発明の実施例１によるＰＣＶ１の構成の第２変形例を示す図である。図４に示すＰＣＶ１は、封水保持容器１１をＰＣＶ１の外部に備える点が、図１に示したＰＣＶ１と異なる。図４に示す構成では、Ｗ／Ｗ連結管１０の一部と封水保持容器１１と封水管１２の一部がＰＣＶ１の外部に配置される。このため、これらのメンテナンスが容易になるとともに、封水管１２にガス流量計を設置すればＷ／Ｗ６とＤ／Ｗ５との間のガスの流れ方向及び流量を計測することが可能になり、真空破壊弁代替装置が想定通りに動作しているか、監視することができる。

なお、図４に示す構成では封水管１２の一部がＷ／Ｗ６の内部を通っているが、封水管１２は、Ｗ／Ｗ６の内部を通らなくてもよい。例えば、封水管１２は、Ｗ／Ｗ６の床面より下のコンクリート部や、アクセストンネルなどのＷ／Ｗ６を貫通する部分を通ってもよい。また、Ｗ／Ｗ連結管１０や封水管１２に隔離弁を設置する必要がある場合には、Ｗ／Ｗ連結管１０や封水管１２に隔離弁（図示せず）を設置してもよい。

図５Ａと図５Ｂは、本発明の実施例２によるＰＣＶの構成図である。本実施例によるＰＣＶ１は、封水プール（貯水部）として封水容器１４を用いる点が、実施例１によるＰＣＶ１と異なる。封水容器１４は、Ｄ／Ｗ５の内部に設置され、内部に水を溜めており、内部の気相部がＤ／Ｗ５に連通する容器であり、水平方向の内部の断面積（内部の空間の断面積）が封水管１２の水平方向の内部の断面積より大きい。封水管１２の下端は、封水容器１４内の水中で開口する。図５Ａに示す構成と図５Ｂに示す構成では、封水容器１４の構成が異なる。

封水容器１４が内部に溜めている水の量は、次のように定める。すなわち、封水容器１４の内部の水の、封水管１２の下端より上部の体積が、封水管１２の管内の体積（封水管１２の容積）よりも大きくなるように、封水容器１４の内部の水量を定める。封水容器１４がこのような量の水を内部に溜めていると、封水管１２の下端が封水容器１４内の水中で開口するので、Ｄ／Ｗ５のガスが封水管１２の内部を通過してＷ／Ｗ６の気相部に流入するのを防ぐことができる。

図５Ａに示す構成では、封水容器１４は、内部に溜めた水の水面より上部に開口部を備え、この開口部にＤ／Ｗ連結管１５が接続されており、内部の気相部がＤ／Ｗ連結管１５によりＤ／Ｗ５に連通する。Ｄ／Ｗ連結管１５は、一端がＤ／Ｗ５に開口し、他端が封水容器１４の開口部に接続されている管状部材である。封水容器１４は、Ｄ／Ｗ連結管１５が接続されてなく、内部の気相部が開口部から直接Ｄ／Ｗ５に連通してもよい。

図５Ｂに示す構成では、封水容器１４は、サンプピット１３と同様に上部が開放されており、内部の気相部がＤ／Ｗ５に連通している。

本実施例によるＰＣＶ１には、封水保持容器１１や封水容器１４を含めた真空破壊弁代替装置の設置場所を、サンプピット１３の位置によらず、自由に選定できるという利点がある。

図６は、本発明の実施例２によるＰＣＶ１の構成の第１変形例を示す図である。図６に示すＰＣＶ１は、Ｗ／Ｗ連結管１０、封水保持容器１１、封水管１２、封水容器１４、及びＤ／Ｗ連結管１５からなる真空破壊弁代替装置をＷ／Ｗ６の内部に備える点が、図５Ａに示したＰＣＶ１と異なる。封水容器１４は、Ｓ／Ｐ７の水中に位置する。Ｄ／Ｗ連結管１５は、封水容器１４に接続しない一端がＤ／Ｗ５の内部に開口している。真空破壊弁代替装置をＷ／Ｗ６の内部に備えることで、上方からの落下物により真空破壊弁代替装置が損傷する可能性を低減できるとともに、封水容器１４中の水が周囲のＳ／Ｐ７の水によって冷却されるため、封水容器１４中の水が加熱されて蒸発することを防止でき、真空破壊弁代替装置の長期にわたる信頼性をさらに向上できる。

図７は、本発明の実施例２によるＰＣＶ１の構成の第２変形例を示す図である。図７に示すＰＣＶ１は、真空破壊弁代替装置を比較的広い空間がある（すなわち、設置可能場所が多い）上部Ｄ／Ｗ５１に備える点が、図５Ａに示したＰＣＶ１と異なる。Ｗ／Ｗ連結管１０は、封水保持容器１１に接続しない一端がＷ／Ｗ６の気相部に開口している。

図８は、本発明の実施例２によるＰＣＶ１の構成の第３変形例を示す図である。図８に示すＰＣＶ１は、真空破壊弁代替装置をＰＣＶ１の外部に備える点が、図５Ａに示したＰＣＶ１と異なる。Ｄ／Ｗ連結管１５は、封水容器１４に接続しない一端がＤ／Ｗ５の内部に開口しており、Ｗ／Ｗ連結管１０は、封水保持容器１１に接続しない一端がＷ／Ｗ６の気相部に開口している。

このように、本実施例によるＰＣＶ１には、真空破壊弁代替装置の設置可能場所が多いという利点がある。なお、図８に示す構成では、Ｗ／Ｗ連結管１０やＤ／Ｗ連結管１５に隔離弁を設置する必要がある場合には、Ｗ／Ｗ連結管１０やＤ／Ｗ連結管１５に隔離弁（図示せず）を設置してもよい。

図９は、本発明の実施例３によるＰＣＶの構成図である。本実施例によるＰＣＶ１は、Ｗ／Ｗ６とＤ／Ｗ５の間に真空破壊弁９を備え、真空破壊弁９にＷ／Ｗ連結管１０が接続されている点が、実施例１によるＰＣＶ１と異なる。真空破壊弁９は、従来のＰＣＶが備えるものと同じものであり、Ｗ／Ｗ６の気相部とＤ／Ｗ５を接続する。Ｗ／Ｗ連結管１０は、封水保持容器１１に接続しない一端が真空破壊弁９のＤ／Ｗ５側に接続されている。封水保持容器１１は、真空破壊弁９のＤ／Ｗ５側に接続し、真空破壊弁９を介してＷ／Ｗ６の気相部と連通する。

本実施例によるＰＣＶ１は、製造や運用のコストが増加するものの、Ｗ／Ｗ６とＤ／Ｗ５との間の圧力の差やガスの流通を、真空破壊弁９と真空破壊弁代替装置との両方で制御できるので、真空破壊弁９の機能をさらに長期にわたってより高い信頼性で確保することができる。

なお、本実施例では、実施例１によるＰＣＶ１に真空破壊弁９が設けられている構成を示したが、実施例１の変形例によるＰＣＶ１や、実施例２及び実施例２の変形例によるＰＣＶ１に真空破壊弁９が設けられてもよい。本実施例と同様に、これらの真空破壊弁９にもＷ／Ｗ連結管１０を接続することができる。

なお、本発明は、上記の実施例に限定されるものではなく、様々な変形が可能である。例えば、上記の実施例は、本発明を分かりやすく説明するために詳細に説明したものであり、本発明は、必ずしも説明した全ての構成を備える態様に限定されるものではない。また、ある実施例の構成の一部を他の実施例の構成に置き換えることが可能である。また、ある実施例の構成に他の実施例の構成を加えることも可能である。また、各実施例の構成の一部について、削除したり、他の構成を追加・置換したりすることが可能である。

１…原子炉格納容器（ＰＣＶ）、２…炉心、３…原子炉圧力容器（ＲＰＶ）、４…主蒸気管、５…ドライウェル（Ｄ／Ｗ）、６…ウェットウェル（Ｗ／Ｗ）、７…サプレッションプール（Ｓ／Ｐ）、８…ベント管、９…真空破壊弁、１０…Ｗ／Ｗ連結管、１１…封水保持容器、１２…封水管、１３…サンプピット、１４…封水容器、１５…Ｄ／Ｗ連結管、１６…封水保持容器の開口部、５１…上部ドライウェル（上部Ｄ／Ｗ）、５２…下部ドライウェル（下部Ｄ／Ｗ）、７１…サプレッションプールの水面、８１…水平ベント管。

Claims (9)

1. 原子炉の炉心を格納する原子炉圧力容器が設置されているドライウェルと、
   水を溜めているサプレッションプールを内部に備えるウェットウェルと、
   前記ウェットウェルの内部に備えられ、垂直方向に延伸し、上部が前記ドライウェルに開口するベント管と、
   水平方向に延伸し、一端が前記ベント管に接続され、他端が前記サプレッションプールの水中に開口する水平ベント管と、
   前記ウェットウェルの気相部と連通するための開口部を上部に備える封水保持容器と、
   少なくとも鉛直方向に延伸し、上端が前記封水保持容器の下端に接続された封水管と、
   水を溜めており、内部が前記ドライウェルに連通し、前記封水管の下端が水中で開口している貯水部と、
   を備え、
   前記封水保持容器の下端と前記封水管の下端との高さの差Ｈｔは、前記原子炉の通常運転時の前記サプレッションプールの最高水面と前記水平ベント管の上端との高さの差Ｈｖよりも大きい、
   ことを特徴とする原子炉格納容器。
2. 前記封水保持容器の、前記開口部より下部の容積は、前記原子炉の通常運転時の前記貯水部に溜まった水の、前記封水管の下端より上部の体積以上である、
   請求項１に記載の原子炉格納容器。
3. 一端が前記ウェットウェルの気相部に開口し、他端が前記封水保持容器の前記開口部に接続されているウェットウェル連結管をさらに備え、
   前記封水保持容器は、前記ウェットウェル連結管により前記ウェットウェルの気相部と連通する、
   請求項１に記載の原子炉格納容器。
4. 前記貯水部は、前記ドライウェルの床面に設置されたサンプピットである、
   請求項１に記載の原子炉格納容器。
5. 前記貯水部は、前記ドライウェルの内部に設置され、内部に水を溜めており、内部の気相部が前記ドライウェルに連通する封水容器である、
   請求項１に記載の原子炉格納容器。
6. 前記封水容器の内部の水の、前記封水管の下端より上部の体積は、前記封水管の容積よりも大きい、
   請求項５に記載の原子炉格納容器。
7. 前記封水保持容器と前記封水管の少なくとも一部とを前記ウェットウェルの内部に備える、
   請求項１に記載の原子炉格納容器。
8. 前記封水保持容器と前記封水管と前記封水容器とを前記ウェットウェルの内部に備え、
   一端が前記ドライウェルに開口しているドライウェル連結管をさらに備え、
   前記封水容器は、上部に開口部を備え、前記開口部に前記ドライウェル連結管の他端が接続され、内部の気相部が前記ドライウェル連結管により前記ドライウェルに連通する、
   請求項５に記載の原子炉格納容器。
9. 前記ウェットウェルと前記ドライウェルとの間に設置され、前記ウェットウェルの気相部と前記ドライウェルとを接続する真空破壊弁をさらに備え、
   前記ウェットウェル連結管の前記一端は、前記真空破壊弁のドライウェル側に接続されている、
   請求項３に記載の原子炉格納容器。

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