JP6894706B2 - 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おり、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

ＰＣＶ内に蒸気が放出されＰＣＶ内の圧力が過度に上昇することを防止する必要がある。そこで、ＰＣＶ内に放出された蒸気を凝縮して、ＰＣＶ内の圧力上昇を抑制する必要があり、このために、ＰＣＶは、蒸気の凝縮機能を維持する必要がある。例えば真空破壊弁が開固着すると、Ｄ／Ｗの圧力がＷ／Ｗの圧力よりも高いときには、Ｄ／Ｗの蒸気は、真空破壊弁を通してＷ／Ｗの気相部に流入し、ベント管を通してＷ／Ｗ内のＳ／Ｐの水中に放出されないので、Ｓ／Ｐ内で凝縮しない。すると、ＰＣＶは、蒸気の凝縮機能を喪失し、内部の圧力が高くなる可能性がある。

特開平９−１６６６８７号公報に記載の発明では、Ｗ／Ｗの気相部を間仕切り壁で複数の区画室に分割し、気相部のガスが区画室の間で互いに連通することができないようにしており、一部の区画室で真空破壊弁が開固着しても、他の区画室では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の機能のみである。この発明では、間仕切り壁は、Ｗ／Ｗの気相部を分割するが、Ｗ／Ｗの床面（Ｓ／Ｐの底面）に達していないので、Ｗ／Ｗの複数の区画室は、Ｓ／Ｐの水中で互いに連通している。このため、真空破壊弁が健全な区画室では、真空破壊弁が開固着した区画室からＳ／Ｐの水が移動してきてベント管にかかる水頭圧が増加するので（すなわち、Ｗ／Ｗの気相部の圧力が、真空破壊弁が開固着した区画室と同じになるので）、真空破壊弁が開固着した区画室と同様に、ベント管による蒸気の凝縮を維持するのは困難であると考える。

本発明は、上記の課題を考慮し、蒸気の凝縮機能を維持でき、圧力の上昇を抑制することができ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と気相部とを内部に備えるウェットウェルと、前記ドライウェルと前記ウェットウェルとを結び、一方の端部が前記ドライウェルに開口し、他方の端部が前記サプレッションプールの水中に開口するベント管と、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前記気相部と前記ドライウェルとを接続する真空破壊弁とを備える。前記ウェットウェルの内部には、前記ウェットウェルの天井と床面とを接続し、前記ウェットウェルを複数の区画に分割する複数の分割壁が設置され、前記区画のそれぞれは、１つ以上の前記真空破壊弁と、１つ以上の前記ベント管を備える。

本発明によれば、蒸気の凝縮機能を維持でき、圧力の上昇を抑制することができ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７による原子炉格納容器の構成を示す、ウェットウェルを上から見た図。 本発明の実施例１による原子炉格納容器の横断面図。 本発明の実施例１による原子炉格納容器の構成を示す、ウェットウェルを上から見た図。 本発明の実施例２による原子炉格納容器の構成を示す、ウェットウェルを上から見た図。 本発明の実施例３による原子炉格納容器の構成を示す、ウェットウェルを上から見た図。 本発明の実施例４による原子炉格納容器の構成を示す、ウェットウェルを上から見た図。 本発明の実施例５による原子炉格納容器の構成を示す、ウェットウェルを上から見た図。 本発明の実施例６による原子炉格納容器の横断面図であり、ＳＲＶ排気管の破断口から流出した蒸気の流れを示す図。 本発明の実施例６による原子炉格納容器の構成を示す、ウェットウェルを上から見た図。 本発明の実施例８による原子炉格納容器の構成を示す、ウェットウェルを上から見た図。

本発明による原子炉格納容器（ＰＣＶ）は、Ｗ／Ｗの内部に、Ｗ／Ｗの天井から床面まで延伸する複数の壁（Ｗ／Ｗ分割壁）を備え、Ｗ／Ｗが２区画以上に完全に分離されており、蒸気の凝縮に必要な機器（例えば、ベント管と真空破壊弁）が各区画に配置されている。このような構成により、本発明によるＰＣＶでは、真空破壊弁の開固着が起きた場合（実施例１〜５）や、蒸気逃し安全弁の排気管（ＳＲＶ排気管）がＷ／Ｗの気相部で破断した場合（実施例６〜７）でも、ＰＣＶの蒸気の凝縮機能を維持して圧力上昇を抑制することができる。

以下に、本発明の実施例による原子炉格納容器を説明する。以下に述べる実施例では、改良型沸騰水型原子炉に設けられる原子炉格納容器を例に挙げて説明するが、本発明による原子炉格納容器は、改良型沸騰水型原子炉に限らず、他の形式の原子炉に設けることができる。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２と図３を用いて、本発明の実施例１による原子炉格納容器（ＰＣＶ）を説明する。図２は、本実施例による原子炉格納容器の横断面図である。図３は、本実施例による原子炉格納容器の構成を示す図であり、ウェットウェル（Ｗ／Ｗ）を上から見た図である。図２には、一例として、改良型沸騰水型原子炉（以下、「ＡＢＷＲ」と称す）のＰＣＶ１を示している。

ＰＣＶ１内には、原子炉の炉心２を格納する原子炉圧力容器（ＲＰＶ）３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。ＰＣＶ１の内部は、鉄筋コンクリート製のダイヤフラムフロア１２によってドライウェル（Ｄ／Ｗ）５とウェットウェル（Ｗ／Ｗ）７に分けられている。Ｗ／Ｗ７は、水を溜めているサプレッションプール（Ｓ／Ｐ）８と、Ｓ／Ｐ８の水面より上方の気相部７ａを内部に備える。

Ｄ／Ｗ５には、ＲＰＶ３が設置されている。Ｄ／Ｗ５は、場所によって呼び方を分け、Ｗ／Ｗ７の上方にあるＤ／Ｗ５の部分を上部Ｄ／Ｗ５ａと呼び、Ｗ／Ｗ７の横にあるＲＰＶ３の下部が含まれるＤ／Ｗ５の部分を下部Ｄ／Ｗ５ｂと呼ぶこともある。

Ｗ／Ｗ７の内部には、ベント管１１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１１は、Ｄ／Ｗ５とＷ／Ｗ７とを結び、一方の端部がＤ／Ｗ５に開口し、他方の端部がＳ／Ｐ８の水中に開口する。ベント管１１の他方の端部は、Ｓ／Ｐ８の水中に開口するベント管排気部１１ａを備える。Ｄ／Ｗ５とＷ／Ｗ７は、ベント管１１によって互いに連通する。

主蒸気管４は、蒸気逃し安全弁（以下、「ＳＲＶ」と称す）６を備える。図２では、２系統のＳＲＶ６を示しているが、通常は、さらに多くの系統のＳＲＶ６が主蒸気管４に設置されている。ＳＲＶ６には、通常、ＳＲＶ排気管９の一端が接続されている。ＳＲＶ排気管９は、ＡＢＷＲでは、Ｄ／Ｗ５を通った後にＷ／Ｗ７に入り、Ｓ／Ｐ８内に設置されたクエンチャ１０と呼ばれる機器に他端が接続されている。クエンチャ１０は、通常はＳ／Ｐ８の底部に設置され、蒸気をＳ／Ｐ８内で効率良く凝縮するための機器である。

配管類の一部が損傷し、ＰＣＶ１内に蒸気が放出される配管破断事故（ＬＯＣＡと呼ばれ、配管が通るＤ／Ｗ５で発生する）が発生した場合、Ｄ／Ｗ５の圧力は、配管類の破断口から流出する蒸気により上昇する。その際、Ｄ／Ｗ５内に放出された蒸気は、Ｄ／Ｗ５とＷ／Ｗ７の圧力差により、ベント管１１を通ってベント管排気部１１ａからＷ／Ｗ７内のＳ／Ｐ８の水中に導かれる。Ｓ／Ｐ８の水中で蒸気を凝縮することで、ＰＣＶ１内の圧力上昇を抑制する。

また、ＬＯＣＡの発生時には、Ｄ／Ｗ５に冷却水をスプレイすることでＰＣＶ１内の圧力を下げる操作が行われる場合がある。このような場合において、一時的に、Ｗ／Ｗ７の圧力がＤ／Ｗ５の圧力より高くなる場合がある。この場合、Ｄ／Ｗ５からＷ／Ｗ７に蒸気が流れなくなる。このような場合のために、Ｄ／Ｗ５とＷ／Ｗ７との間には、Ｄ／Ｗ５とＷ／Ｗ７の気相部７ａとを接続する真空破壊弁１３（「バキュームブレーカ」と呼ばれることもある）が複数個設置されている。Ｗ／Ｗ７の圧力がＤ／Ｗ５の圧力より高くなった場合には、Ｗ／Ｗ７の圧力により真空破壊弁１３が開き、Ｗ／Ｗ７の内部のガスをＤ／Ｗ５に放出することで、Ｗ／Ｗ７の圧力を下げることができる。このようにしてＷ／Ｗ７の圧力をＤ／Ｗ５の圧力以下にすることで、ＰＣＶ１の圧力抑制機能を維持する。

しかし、非常に低い可能性ではあるが、何らかの原因で真空破壊弁１３のうち１つでも開いたまま閉じなくなった（開固着した）場合には、Ｄ／Ｗ５とＷ／Ｗ７の圧力が互いに等しくなる。この場合には、Ｄ／Ｗ５に放出された蒸気は、ベント管１１を通ってＷ／Ｗ７のＳ／Ｐ８の水中に流れず、開固着した真空破壊弁１３を通ってＳ／Ｐ８の水面で凝縮する。蒸気がＳ／Ｐ８の水面で凝縮する場合の凝縮効率は、蒸気がＳ／Ｐ８の水中に放出されＳ／Ｐ８の水中で凝縮する場合と比較して、悪化する。

このように蒸気の凝縮機能が低下すると、ＰＣＶ１内の圧力の上昇速度が大きくなる。ＰＣＶ１内の圧力が過度に上昇すると、ＰＣＶ１内のガスを大気中に放出してＰＣＶ１の圧力を下げる操作（一般に「ベント操作」と呼ばれる）をしたり、ＰＣＶ１内の蒸気を凝縮させるためのスプレイを作動させたりするなど、ＰＣＶ１内の圧力を下げるための追加の操作を運転員が直ちに実施する必要がある。

本実施例によるＰＣＶ１では、図３に示すように、Ｗ／Ｗ７の内部にウェットウェル分割壁（以下、「Ｗ／Ｗ分割壁」と称す）１４を複数設置し、Ｗ／Ｗ７を複数の区画７ｂ、７ｃに分割する。Ｗ／Ｗ分割壁１４は、Ｗ／Ｗ７の天井から床面まで延伸してＷ／Ｗ７の天井と床面とを接続し、Ｗ／Ｗ７の複数の区画７ｂ、７ｃを互いに完全に分離する。Ｗ／Ｗ７を分割した区画７ｂ、７ｃは、区画同士の間で気体や液体の移動が直接できない完全に独立した区画とし、それらの体積は互いに異なってもよい。ただし、Ｗ／Ｗ分割壁１４は、各区画７ｂ、７ｃが１つ以上の真空破壊弁１３と１つ以上のベント管１１を備えるように設置される。区画７ｂ、７ｃの間では気体や液体の移動ができないので、Ｗ／Ｗ７の気相部７ａの圧力は、区画７ｂと区画７ｃとで異なることができる。

実施例１では、図３に示すように、Ｗ／Ｗ分割壁１４を２つ設置し、Ｗ／Ｗ７を２つの区画７ｂ、７ｃに分割した場合について説明する。ただし、Ｗ／Ｗ分割壁１４を３つ以上設置し、Ｗ／Ｗ７を３つ以上の区画に分割してもよい。区画の体積は、互いに異なってもよい。Ｗ／Ｗ７の分割数を増やすと、真空破壊弁１３の開固着などによって蒸気の凝縮機能が低下するＷ／Ｗ７の割合（区画の体積）を減らすことができる。しかし、Ｗ／Ｗ７内に多数のＷ／Ｗ分割壁１４を設ける必要があるため、設けたＷ／Ｗ分割壁１４の分だけＷ／Ｗ７の内部空間の総体積が減少することに注意する必要がある。

図３に示したようにＷ／Ｗ７を２つの区画７ｂ、７ｃに分割した場合で、例えば区画７ｂにある４つの真空破壊弁１３のうち１つが開固着した状態でＤ／Ｗ５に蒸気が放出された場合には、区画７ｂでのＷ／Ｗ７の気相部７ａの圧力がＤ／Ｗ５の圧力と等しくなるので、区画７ｂのＳ／Ｐ８ではほとんど蒸気を凝縮させることができなくなる。しかし、区画７ｂ、７ｃは、互いに完全に独立した区画となっている（区画７ｂと区画７ｃの間で気体や液体の移動が直接できない）ため、区画７ｂと区画７ｃとでＷ／Ｗ７の気相部７ａの圧力が異なり、区画７ｃではＳ／Ｐ８で蒸気を凝縮させることができ、Ｗ／Ｗ７の圧力抑制機能（蒸気の凝縮機能）を維持できる。このため、真空破壊弁１３が開固着した場合で、配管の破断などによってＤ／Ｗ５内に蒸気が流出した場合でも、ＰＣＶ１内の圧力の上昇速度を大幅に抑えることができる。

本実施例によるＰＣＶ１は、Ｗ／Ｗ７の天井と床面とを接続してＷ／Ｗ７の区画を互いに完全に分離するＷ／Ｗ分割壁１４により、Ｓ／Ｐ８の水位がＷ／Ｗ７の区画ごとに異なることができて区画内の気相部の圧力が区画ごとに異なることができ、ある区画で蒸気の凝縮機能が喪失しても、他の区画では喪失しない。本実施例によるＰＣＶ１は、このようにして蒸気の凝縮機能の喪失を防止し、蒸気の凝縮機能を長期にわたって維持することができる。

また、図３に示すように、ＰＣＶ１は、区画７ｂの気相部と区画７ｃの気相部との間に差圧計測器１６を備える。Ｗ／Ｗ７を３つ以上の区画に分割した場合には、任意の２つの区画の気相部の間に差圧計測器１６を設ける。差圧計測器１６は、全ての区画に設置されるように、任意の２つの区画の気相部の間に設けるのが好ましい。差圧計測器１６は、設置された２つの区画の気相部の圧力の差を測定することができる。原子力発電プラントの中央制御室にいる運転員は、差圧計測器１６の測定値を取得することができる。

差圧計測器１６は、真空破壊弁１３の開固着を検知し、開固着が発生した真空破壊弁１３が存在する区画を特定することができる。開固着が起きた真空破壊弁１３が存在する区画では、圧力が他の区画（開固着が起きていない真空破壊弁１３が存在する区画）の圧力よりも高くなる。例えば、区画７ｂにある真空破壊弁１３に開固着が起き、区画７ｃにある真空破壊弁１３に開固着が起きていない場合には、区画７ｂの圧力が区画７ｃの圧力よりも高くなる。差圧計測器１６は、この圧力差を検出することで、真空破壊弁１３の開固着の発生をただちに検知でき、開固着が発生した真空破壊弁１３が存在する区画を特定できる。

運転員は、差圧計測器１６の測定値から開固着を検知したら、万が一に備えてＰＣＶ１内の圧力を下げるために、スプレイの起動操作の準備やベント操作の準備を前もって開始することができる。また、前記のように、ＰＣＶ１内の圧力の上昇速度を抑えることができるので、これら操作に掛けることのできる時間の余裕も増えるため、運転員が操作に失敗する確率も減少し、原子力発電プラントの安全性を向上することができる。

なお、差圧計測器１６は、Ｗ／Ｗ７の区画とＤ／Ｗ５との間に設けてもよい。真空破壊弁１３に開固着が起きた場合には、この真空破壊弁１３が存在するＷ／Ｗ７の区画とＤ／Ｗ５との間の圧力差がなくなる。差圧計測器１６は、この圧力差がなくなったことを検出することで、開固着の発生をただちに検知できる。

図４を用いて、本発明の実施例２による原子炉格納容器（ＰＣＶ）を説明する。図４は、本実施例によるＰＣＶ１の構成を示す図であり、ウェットウェル（Ｗ／Ｗ）７を上から見た図である。以下では、実施例１によるＰＣＶ１と異なる点のみを説明する。

ＰＣＶ１は、Ｗ／Ｗ７を分割した区画のそれぞれの気相部に圧力計測器１７を備える。図４には、Ｗ／Ｗ７を２つの区画７ｂ、７ｃに分割し、区画７ｂ、７ｃのそれぞれの気相部に圧力計測器１７を設けた構成を示している。圧力計測器１７は、自らが設置された区画の気相部の圧力を測定することができる。原子力発電プラントの中央制御室にいる運転員は、圧力計測器１７の測定値を取得することができる。

圧力計測器１７は、各区画の圧力を計測することで、真空破壊弁１３の開固着を検知し、開固着が発生した真空破壊弁１３が存在する区画を特定することができる。開固着が起きた真空破壊弁１３が存在する区画は、圧力が他の区画（開固着が起きていない真空破壊弁１３が存在する区画）の圧力よりも高くなる。圧力計測器１７は、測定した圧力が他の区画の圧力よりも高くなったことを検出することで、自らが設置された区画にある真空破壊弁１３に開固着が発生したことをただちに検知できる。

運転員は、圧力計測器１７の測定値から開固着を検知したら、万が一に備えてＰＣＶ１内の圧力を下げるために、スプレイの起動操作の準備やベント操作の準備を前もって開始することができる。また、前記のように、ＰＣＶ１内の圧力の上昇速度を抑えることができるので、これら操作に掛けることのできる時間の余裕も増えるため、運転員が操作に失敗する確率も減少し、原子力発電プラントの安全性を向上することができる。

なお、圧力計測器１７は、Ｄ／Ｗ５にも設けてもよい。真空破壊弁１３に開固着が起きた場合には、この真空破壊弁１３が存在するＷ／Ｗ７の区画の圧力がＤ／Ｗ５の圧力と等しくなる。Ｗ／Ｗ７の区画に設置された圧力計測器１７は、測定した圧力がＤ／Ｗ５の圧力と等しくなったことを検出することで、自らが設置された区画にある真空破壊弁１３に開固着が発生したことをただちに検知できる。

図５を用いて、本発明の実施例３による原子炉格納容器（ＰＣＶ）を説明する。図５は、本実施例によるＰＣＶ１の構成を示す図であり、ウェットウェル（Ｗ／Ｗ）７を上から見た図である。以下では、実施例１によるＰＣＶ１と異なる点のみを説明する。

ＰＣＶ１は、Ｗ／Ｗ７を分割した区画のそれぞれの気相部に温度計測器１８を備える。図５には、Ｗ／Ｗ７を２つの区画７ｂ、７ｃに分割し、区画７ｂ、７ｃのそれぞれの気相部に温度計測器１８を設けた構成を示している。温度計測器１８は、自らが設置された区画の気相部の温度を測定することができる。原子力発電プラントの中央制御室にいる運転員は、温度計測器１８の測定値を取得することができる。

温度計測器１８は、各区画の温度を計測することで、真空破壊弁１３の開固着を検知し、開固着が発生した真空破壊弁１３が存在する区画を特定することができる。開固着が起きた真空破壊弁１３が存在する区画は、温度が他の区画（開固着が起きていない真空破壊弁１３が存在する区画）の温度よりも高くなる。これは、開固着が起きた真空破壊弁１３が存在する区画では、開固着によって圧力が上昇すると飽和温度も上昇するため、気相部の温度が飽和温度付近まで上昇するからである。温度計測器１８は、測定した温度が他の区画の温度よりも高くなったことを検出することで、自らが設置された区画にある真空破壊弁１３に開固着が発生したことをただちに検知できる。

運転員は、温度計測器１８の測定値から開固着を検知したら、万が一に備えてＰＣＶ１内の圧力を下げるために、スプレイの起動操作の準備やベント操作の準備を前もって開始することができる。また、前記のように、ＰＣＶ１内の圧力の上昇速度を抑えることができるので、これら操作に掛けることのできる時間の余裕も増えるため、運転員が操作に失敗する確率も減少し、原子力発電プラントの安全性を向上することができる。

なお、実施例１〜３では、それぞれ差圧計測器１６、圧力計測器１７、及び温度計測器１８を用いて真空破壊弁１３の開固着を検知したが、これら計測器１６〜１８の複数を組み合わせてＰＣＶ１に設けてもよい。また、これら計測器１６〜１８以外の差圧、圧力、又は温度を測定する装置を用いても構わない。

図６を用いて、本発明の実施例４による原子炉格納容器（ＰＣＶ）を説明する。図６は、本実施例によるＰＣＶ１の構成を示す図であり、ウェットウェル（Ｗ／Ｗ）７を上から見た図である。以下では、実施例１によるＰＣＶ１と異なる点のみを説明する。

ＰＣＶ１は、Ｗ／Ｗ７を分割した区画７ｂ、７ｃのそれぞれに設置された真空破壊弁１３に流量計測器１９を備える。真空破壊弁１３は、自らを流れるガス（蒸気）の流路に流量計測器１９を備える。流量計測器１９は、自らが設置された真空破壊弁１３を流れる蒸気の流量を計測する。原子力発電プラントの中央制御室にいる運転員は、流量計測器１９の測定値を取得することができる。

真空破壊弁１３が開くと、この真空破壊弁１３を流れる蒸気の流量は、０から増加して０でない値になる。この後、真空破壊弁１３に開固着が発生すると、この真空破壊弁１３を流れる蒸気の流量は、ほぼ０になる。流量計測器１９は、このような蒸気の流量の変化を計測することにより、真空破壊弁１３の開固着の発生をただちに検知でき、開固着が発生した真空破壊弁１３が存在する区画を特定できる。

運転員は、流量計測器１９の測定値から開固着を検知したら、万が一に備えてＰＣＶ１内の圧力を下げるために、スプレイの起動操作の準備やベント操作の準備を前もって開始することができる。また、前記のように、ＰＣＶ１内の圧力の上昇速度を抑えることができるので、これら操作に掛けることのできる時間の余裕も増えるため、運転員が操作に失敗する確率も減少し、原子力発電プラントの安全性を向上することができる。

なお、実施例１〜４では、それぞれ差圧計測器１６、圧力計測器１７、温度計測器１８、及び流量計測器１９を用いて真空破壊弁１３の開固着を検知したが、これら計測器１６〜１９の複数を組み合わせてＰＣＶ１に設けてもよい。また、これら計測器１６〜１９以外の差圧、圧力、温度、又は流量を測定する装置を用いても構わない。

図７を用いて、本発明の実施例５による原子炉格納容器（ＰＣＶ）を説明する。図７は、本実施例によるＰＣＶ１の構成を示す図であり、ウェットウェル（Ｗ／Ｗ）７を上から見た図である。以下では、実施例５によるＰＣＶ１と異なる点のみを説明する。

ＰＣＶ１は、Ｗ／Ｗ７を分割した区画７ｂ、７ｃのそれぞれに設置される真空破壊弁として、弁開閉状態検出器付き真空破壊弁２０を備える。弁開閉状態検出器付き真空破壊弁２０は、弁開閉状態検出器を備える真空破壊弁であり、実施例１〜４の真空破壊弁１３と同様にＤ／Ｗ５とＷ／Ｗ７の気相部７ａとの間に設置され、弁開閉状態検出器により自らの開固着を直接的に検出できる。弁開閉状態検出器には、例えばリミットスイッチを用いることができる。原子力発電プラントの中央制御室にいる運転員は、弁開閉状態検出器の測定値を取得することができ、弁開閉状態検出器付き真空破壊弁２０が開固着したことを知ることができる。弁開閉状態検出器付き真空破壊弁２０を用いることにより、真空破壊弁に開固着が発生したことをただちに検出でき、開固着した真空破壊弁をただちに特定できる。

運転員は、弁開閉状態検出器の測定値から開固着を検知したら、万が一に備えてＰＣＶ１内の圧力を下げるために、スプレイの起動操作の準備やベント操作の準備を前もって開始することができる。また、前記のように、ＰＣＶ１内の圧力の上昇速度を抑えることができるので、これら操作に掛けることのできる時間の余裕も増えるため、運転員が操作に失敗する確率も減少し、原子力発電プラントの安全性を向上することができる。

なお、実施例１〜３では、それぞれ差圧計測器１６、圧力計測器１７、及び温度計測器１８を用いて真空破壊弁１３の開固着を検知したが、これら計測器１６〜１８の１つ又は複数を本実施例のＰＣＶ１に設けてもよい。また、これら計測器１６〜１８以外の差圧、圧力、又は温度を測定する装置を本実施例のＰＣＶ１に設けても構わない。また、実施例４のように、弁開閉状態検出器付き真空破壊弁２０の流路に流量計測器１９を備え、弁開閉状態検出器付き真空破壊弁２０を流れる蒸気の流量を流量計測器１９によって計測してもよい。

図２、図８、及び図９を用いて、本発明の実施例６による原子炉格納容器（ＰＣＶ）を説明する。図８は、本実施例によるＰＣＶ１の横断面図であり、図２と同様の構成を示しているが、ＲＰＶ３を省いて簡略化した図である。図８には、Ｗ／Ｗ７の気相部７ａで破断したＳＲＶ排気管９と、ＳＲＶ排気管９の破断口２２から流出した蒸気２１の流れを示している。図９は、本実施例によるＰＣＶ１の構成を示す図であり、ウェットウェル（Ｗ／Ｗ）７を上から見た図である。

前述したように、Ｄ／Ｗ５で配管破断事故が発生した場合、配管の破断口から流出した蒸気は、ベント管１１を通ってＳ／Ｐ８で凝縮する。同様に、ＲＰＶ３や主蒸気管４内の圧力が高くなった場合は、蒸気をＳ／Ｐ８の水中に放出して、ＲＰＶ３や主蒸気管４内の圧力を下げる。蒸気がＳ／Ｐ８で凝縮することで、ＰＣＶ１内の圧力上昇が緩和される。

ＲＰＶ３や主蒸気管４内の圧力を下げるための装置として、ＡＢＷＲでは、図２と図８に示し実施例１でも説明したように、ＰＣＶ１内のＤ／Ｗ５の領域に蒸気逃し安全弁（ＳＲＶ）６が設置されている。ＳＲＶ６は、ＲＰＶ３及び主蒸気管４内の圧力が過度に上昇した場合に、この圧力を下げるために開く弁であり、制御機器により開く逃し弁機能と、バネ力により設定圧力を超えると自動で開く安全弁機能を持っている。ＳＲＶ６が開くことで、ＲＰＶ３及び主蒸気管４内の蒸気をＰＣＶ１内に放出し、圧力を下げることができる。実施例１でも説明したように、ＳＲＶ排気管９は、一端がＳＲＶ６に接続され、他端がＳ／Ｐ８の水中（底部）に位置するクエンチャ１０に接続されている。ＳＲＶ６を通して放出された蒸気は、ＳＲＶ排気管９を通って、最終的にクエンチャ１０からＳ／Ｐ８内に放出され、Ｓ／Ｐ８に溜められた水により凝縮する。蒸気をＳ／Ｐ８で凝縮して液体の水にすることで、蒸気の体積が大幅に減少し、ＰＣＶ１の圧力上昇を抑制することができる。

しかし、図８に示すように、Ｗ／Ｗ７の気相部７ａでＳＲＶ排気管９が破断し、ＳＲＶ排気管９の破断口２２から蒸気２１が流出した場合には、破断口２２から流出した蒸気２１は、真空破壊弁１３が開固着した場合に蒸気が開固着した真空破壊弁１３を通ってＳ／Ｐ８の水面で凝縮するのと同様に、Ｓ／Ｐ８の水面で凝縮するだけである。蒸気がＳ／Ｐ８の水面で凝縮する場合の凝縮効率は、蒸気がＳ／Ｐ８の水中に放出されＳ／Ｐ８の水中で凝縮する場合と比較して、悪化する。従って、Ｗ／Ｗ７の気相部７ａでＳＲＶ排気管９が破断した場合は、ＳＲＶ排気管９が破断せずクエンチャ１０からＳ／Ｐ８内に蒸気を放出した場合に比べて、ＰＣＶ１内の圧力の上昇速度が大きくなる。ＰＣＶ１内の圧力が過度に上昇すると、ベント操作をしたり、ＰＣＶ１内の蒸気を凝縮させるためのスプレイを作動させたりするなど、ＰＣＶ１内の圧力を下げるための追加の操作が必要となる。

そこで、実施例１〜５のＰＣＶ１と同様に、Ｗ／Ｗ分割壁１４でＷ／Ｗ７を複数の区画に分割する。Ｗ／Ｗ分割壁１４は、Ｗ／Ｗ７の天井と床面とを接続し、Ｗ／Ｗ７の複数の区画を互いに完全に分離する。図９には、２つのＷ／Ｗ分割壁１４でＷ／Ｗ７を２つの区画７ｂ、７ｃに分割した例を示している。各区画７ｂ、７ｃには、ベント管１１、真空破壊弁１３、ＳＲＶ排気管９、及びＳＲＶ排気管９に接続するクエンチャ１０がそれぞれ１つ以上含まれるように設置される。なお、図９には、実施例１と同様に、区画７ｂと区画７ｃの間に差圧計測器１６を設けた例を示している。

Ｗ／Ｗ７を複数の区画に分割すると、例えば図８の区画７ｂにあるＳＲＶ排気管９がＷ／Ｗ７の気相部７ａで破断して蒸気２１が気相部７ａに流出した場合でも、流出した蒸気２１は、区画７ｂのＷ／Ｗ７を加圧し、その圧力によって区画７ｂにある真空破壊弁１３を開き、一旦Ｄ／Ｗ５に放出される。そして、Ｄ／Ｗ５に流出した蒸気２１は、区画７ｃ（ＳＲＶ排気管９が破断していない区画）のベント管１１を通って、区画７ｃのＳ／Ｐ８で凝縮する。

このように、区画７ｂにあるＳＲＶ排気管９がＷ／Ｗ７の気相部７ａで破断しても、区画７ｃのＳ／Ｐ８で蒸気２１を凝縮させることができ、Ｗ／Ｗ７の圧力抑制機能（蒸気の凝縮機能）を維持できる。このため、ＳＲＶ排気管９がＷ／Ｗ７の気相部７ａで破断した場合でも、ＰＣＶ１内の圧力の上昇速度を大幅に抑えることができる。

なお、ＳＲＶ排気管９がＳ／Ｐ８内で破断した場合には、ＳＲＶ排気管９から流出した蒸気は水中に放出され水により凝縮されるので、蒸気の凝縮効率に与える影響は小さい。また、ＳＲＶ排気管９がＤ／Ｗ５内で破断した場合には、ＳＲＶ排気管９から流出した蒸気はＤ／Ｗ５からベント管１１を通ってＳ／Ｐ８の水中で凝縮するので、ＳＲＶ排気管９がＷ／Ｗ７の気相部７ａで破断した場合と比べると、蒸気の凝縮効率に与える影響は小さい。

真空破壊弁１３に開固着が起きた場合は、実施例１と同様にして真空破壊弁１３の開固着の発生を検知できる。

本実施例によるＰＣＶ１は、差圧計測器１６を備えるが、実施例２〜５によるＰＣＶ１のように、圧力計測器１７、温度計測器１８、流量計測器１９、又は弁開閉状態検出器付き真空破壊弁２０を備えてもよく、これらを複数組み合わせて用いることもできる。実施例４のように流量計測器１９を用いて真空破壊弁１３を流れる蒸気の流量を計測すると、ＳＲＶ排気管９がＷ／Ｗ７の気相部７ａで破断すると真空破壊弁１３での蒸気の流量が増えるので、ＳＲＶ排気管９の破断を検知でき、蒸気の凝縮効率が低下していることを検知できる。また、実施例５のように弁開閉状態検出器付き真空破壊弁２０を用いると、真空破壊弁２０の開動作が多くなったり開時間が長くなったりしたらＳＲＶ排気管９が破断したと判断でき、蒸気の凝縮効率が低下していることを検知できる。

また、開固着の発生が検知された真空破壊弁１３があるＷ／Ｗ７の区画は、ベント管１１による蒸気の凝縮を期待できないため、ＳＲＶ６を通した蒸気の排出先を、開固着の発生が検知された真空破壊弁１３があるＷ／Ｗ７の区画に限定する運転方法を取ることもできる。これは、開固着の発生が検知されていない真空破壊弁１３が存在する区画にはＳＲＶ６を通した蒸気を排出しないようにし、この区画でのベント管１１による蒸気の凝縮機能を維持する（喪失しないようにする）ための運転方法である。

図１を用いて、本発明の実施例７による原子炉格納容器（ＰＣＶ）を説明する。図１は、本実施例によるＰＣＶ１の構成を示す図であり、ウェットウェル（Ｗ／Ｗ）７を上から見た図である。以下では、実施例６によるＰＣＶ１と異なる点のみを説明する。

図１に示すＰＣＶ１は、Ｗ／Ｗ７が４つのＷ／Ｗ分割壁１４で４つの区画７ｂ、７ｃ、７ｄ、７ｅに分割され、各区画には、ベント管１１、真空破壊弁１３、ＳＲＶ排気管９、及びＳＲＶ排気管９に接続するクエンチャ１０がそれぞれ１つ以上含まれるように設置される。

現行のＡＢＷＲでは、非常用炉心冷却装置（以下、「ＥＣＣＳ」と称す）は、低圧注水系と高圧注水系をそれぞれ３区分ずつ備える。低圧注水系の水源はＳ／Ｐ８であり、高圧注水系の水源はＳ／Ｐ８又は復水貯蔵タンクである。Ｓ／Ｐ８の水中には、３区分それぞれの低圧注水系と高圧注水系の非常用炉心冷却装置吸い込み口（以下、「ＥＣＣＳ吸い込み口」と称す）１５が設けられており、ＥＣＣＳ吸い込み口１５からＥＣＣＳの冷却水を吸い込む。ＥＣＣＳ吸い込み口１５には、ストレナーが取り付けられている。ストレナーは、Ｓ／Ｐ８に異物が混入した場合に、混入した異物の吸い込みを防止し、異物がＥＣＣＳに与える影響を最小限にする。また、ＥＣＣＳ吸い込み口１５は、区分ごとに離して配置され、ＥＣＣＳ吸い込み口１５が互いに干渉するのを防止する。

図１に示すＰＣＶ１では、Ｗ／Ｗ７の４つの区画７ｂ〜７ｅのうち３つの区画７ｂ、７ｃ、７ｄのそれぞれに、低圧注水系のＥＣＣＳ吸い込み口１５ａと高圧注水系のＥＣＣＳ吸い込み口１５ｂとが１区分ずつ設けられている例を示している。Ｗ／Ｗ７を複数の区画に分割し、１つの区画に１区分のＥＣＣＳ吸い込み口１５を設けることで、複数のＥＣＣＳ吸い込み口１５を２つ以上の区画に分散して配置することができる。複数のＥＣＣＳ吸い込み口１５をこのように分散配置することで、ある区画のＳ／Ｐ８に異物が混入した場合でも、混入した異物によって影響を受けるＥＣＣＳを１区分（異物が混入した区画に設けられたＥＣＣＳ吸い込み口１５の区分）のみに限定できる。

また、本実施例によるＰＣＶ１は、差圧計測器１６により真空破壊弁１３の開固着を検知することができる。真空破壊弁１３に開固着が発生した区画の冷却水（Ｓ／Ｐ８の水）は、蒸気の凝縮に活用できない。しかし、真空破壊弁１３に開固着が発生した区画にＥＣＣＳ吸い込み口１５が設けられていれば、このＥＣＣＳ吸い込み口１５の区分のＥＣＣＳを優先して利用することにし、この区画の冷却水をＲＰＶ３に選択的に給水する制御を行うことで、Ｓ／Ｐ８の水を有効に利用することができる。なお、本実施例によるＰＣＶ１は、実施例６によるＰＣＶ１のように、圧力計測器１７、温度計測器１８、流量計測器１９、又は弁開閉状態検出器付き真空破壊弁２０を備えてもよく、これらを複数組み合わせて用いることもできる。

本実施例では、Ｗ／Ｗ７を４つの区画に分割したが、これ以外の数に分割してもよい。また、ＥＣＣＳの区分が同じでも高圧注水系と低圧注水系とで異なる区画にＥＣＣＳ吸い込み口１５を設けてもよく、同じ区画に異なる区分のＥＣＣＳ吸い込み口１５を設けてもよい。Ｗ／Ｗ７を多くの区画に分割すると、Ｓ／Ｐ８に異物が混入した場合に影響を受けるＥＣＣＳの区分の数を少なくすることができる。しかし、Ｗ／Ｗ７をあまり多くの区画に分割すると、１区分又は１系統の注水に利用できる冷却水が減少するという点に考慮が必要である。

図１０を用いて、本発明の実施例８による原子炉格納容器（ＰＣＶ）を説明する。図１０は、本実施例によるＰＣＶ１の構成を示す図であり、ウェットウェル（Ｗ／Ｗ）７を上から見た図である。以下では、実施例７によるＰＣＶ１と異なる点のみを説明する。

図１０に示すＰＣＶ１は、Ｗ／Ｗ７が４つのＷ／Ｗ分割壁１４で４つの区画７ｂ、７ｃ、７ｄ、７ｅに分割され、Ｓ／Ｐ８の水面下で、Ｗ／Ｗ７の互いに隣接する区画を接続するバイパス流路２３と、バイパス流路２３に設置されたバイパス流路締切弁２４とを備える。バイパス流路２３は、互いに隣接する区画のＳ／Ｐ８の水面より下部同士を接続する。バイパス流路締切弁２４は、自らが設置されたバイパス流路２３を締め切ることができる。

バイパス流路２３により互いに隣接する区画間で冷却水の移動は可能であるが、バイパス流路締切弁２４を通常は閉じた状態にすることで、各区画を互いに独立させ、真空破壊弁１３の開固着やＳＲＶ排気管９がＷ／Ｗ７の気相部７ａで破断する事象に備える。

真空破壊弁１３の開固着やＳＲＶ排気管９がＷ／Ｗ７の気相部７ａで破断する事象が発生していない状況で、作動させたいＥＣＣＳの区分が利用する区画の保有水量が少なくなった場合、このバイパス流路締切弁２４を開くことで、互いに隣接する区画間で冷却水を融通し合うことができる。

なお、図１０にはＰＣＶ１の外部にバイパス流路２３を設置する例を示したが、ＰＣＶ１の内部にバイパス流路２３を設置してもよい。また、互いに隣接する区画のみでなく、その他の区画とも冷却水を融通し合える構造としてもよい。バイパス流路２３が接続し冷却水を融通し合える区画は、３つ以上でもよい。

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）、５ａ…上部Ｄ／Ｗ、５ｂ…下部Ｄ／Ｗ、６…蒸気逃し安全弁（ＳＲＶ）、７…ウェットウェル（Ｗ／Ｗ）、７ａ…Ｗ／Ｗの気相部、７ｂ、７ｃ、７ｄ、７ｅ…Ｗ／Ｗを分割した区画、８…サプレッションプール（Ｓ／Ｐ）、９…ＳＲＶ排気管、１０…クエンチャ、１１…ベント管、１１ａ…ベント管排気部、１２…ダイヤフラムフロア、１３…真空破壊弁、１４…ウェットウェル分割壁（Ｗ／Ｗ分割壁）、１５…非常用炉心冷却装置吸い込み口（ＥＣＣＳ吸い込み口）、１５ａ…低圧注水系のＥＣＣＳ吸い込み口、１５ｂ…高圧注水系のＥＣＣＳ吸い込み口、１６…差圧計測器、１７…圧力計測器、１８…温度計測器、１９…流量計測器、２０…弁開閉状態検出器付き真空破壊弁、２１…ＳＲＶ排気管の破断口から流出した蒸気、２２…ＳＲＶ排気管の破断口、２３…バイパス流路、２４…バイパス流路締切弁。

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と気相部とを内部に備えるウェットウェルと、
   前記ドライウェルと前記ウェットウェルとを結び、一方の端部が前記ドライウェルに開口し、他方の端部が前記サプレッションプールの水中に開口するベント管と、
   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前記気相部と前記ドライウェルとを接続する真空破壊弁と、を備え、
   前記ウェットウェルの内部には、前記ウェットウェルの天井と床面とを接続し、前記ウェットウェルを複数の区画に分割する複数の分割壁が設置され、
   前記区画は、前記区画同士の間で気体と液体の移動が直接できない独立した区画であり、
   前記区画のそれぞれは、１つ以上の前記真空破壊弁と、１つ以上の前記ベント管を備える、
   ことを特徴とする原子炉格納容器。
2. 前記原子炉圧力容器に接続された主蒸気管と、
   一端が前記主蒸気管に設けられた弁に接続され、他端が前記サプレッションプールの水中に位置する排気管と、を備え、
   前記真空破壊弁は、自らの開固着を検出する弁開閉状態検出器を備え、
   前記区画のそれぞれは、前記排気管を１つ以上備え、
   前記排気管は、前記弁を通して放出された蒸気を、開固着の発生が検知された前記真空破壊弁がある前記ウェットウェルの前記区画に限定して排出する、請求項１に記載の原子炉格納容器。
3. ２つの前記区画の前記気相部の間には、差圧計測器を備える請求項１または２に記載の原子炉格納容器。
4. 前記区画のそれぞれの前記気相部は、圧力計測器を備える請求項１または２に記載の原子炉格納容器。
5. 前記区画のそれぞれの前記気相部は、温度計測器を備える請求項１または２に記載の原子炉格納容器。
6. 前記真空破壊弁は、流れるガスの流路に流量計測器を備える請求項１または２に記載の原子炉格納容器。
7. 前記排気管の前記他端に接続され、前記サプレッションプールの水中に位置するクエンチャを備え、
   前記区画のそれぞれは、前記クエンチャを１つ以上備える、請求項２に記載の原子炉格納容器。
8. 前記サプレッションプールの水中に、非常用炉心冷却装置の水の吸い込み口を複数備え、
   前記吸い込み口は、２つ以上の前記区画に分散して配置されている、請求項１から７のいずれか１項に記載の原子炉格納容器。
9. 前記サプレッションプールの水面下で２つ以上の前記区画を接続する流路と、
   前記流路に設置され、この流路を締め切ることができる弁と、を備える、請求項１から８のいずれか１項に記載の原子炉格納容器。

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