JPH05172979A - 原子炉格納容器の圧力抑制設備 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【目的】原子炉格納容器内の冷却材喪失事故後の原子炉
圧力容器内の圧力上昇を抑制することを、原子炉格納容
器の大型化に頼ること無く原子炉格納容器からの放熱量
を増大させて、達成すること。 【構成】原子炉格納容器８内の圧力抑制プール５から原
子炉格納容器８外の外周プール９内への鋼製の原子炉格
納容器８壁面などの熱伝達手段を備えた原子炉に、原子
炉格納容器８外に補給水プール３０を装備し、さらには
補給水プール水面に蓄圧タンク３５内のガス圧を付与し
て配管３８，３９で補給水を送水するなどの給水手段で
補給水プール３０から圧力抑制プール５と外周プール９
内へ給水することによる水位制御手段を備えている。 【効果】原子炉格納容器内での冷却材喪失事故後に圧力
抑制プールと外周プール内の水位を高めて原子炉格納容
器の放熱性を高め、原子炉格納容器の形状や物量を過度
に増加させることなく、原子炉格納容器内の圧力上昇を
抑制出来る。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、原子炉の安全設計で想
定することになっている冷却材喪失時に、原子炉から放
出される熱エネルギーを格納容器外に除去し、原子炉格
納容器内圧力の上昇を抑制するのに好適な技術に関す
る。

【０００２】

【従来の技術】原子炉の安全設計で想定することになっ
ている冷却材喪失時に圧力抑制機能を有する原子炉格納
容器にあって、長期冷却時における崩壊熱を自然力を利
用した静的な方法で除去する方式として、特開昭63−19
1096号公報に記載の外周プール式冷却系を採用した自然
放熱型格納容器が提案されている。それは、原子炉格納
容器の外周部に冷却水プールを設け、炉心の崩壊熱で発
生した蒸気をベント管から導いて凝縮させ高温となった
圧力抑制室から、鋼製の格納容器壁を介して外周プール
に熱を伝えることで原子炉格納容器を冷却し、原子炉格
納容器の圧力上昇を抑制するものである。

【０００３】

【発明が解決しようとする課題】上記特許公報に記載の
外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器を相
対的に出力の大きい原子炉に適用する場合、冷却材喪失
時に炉心から原子炉格納容器内に放出される崩壊熱が原
子炉出力に比例して増大する結果、原子炉格納容器外へ
の放熱量も増大させる必要がある。

【０００４】自然放熱型格納容器からの放熱量を増大さ
せる方法の一つとして、圧力抑制室から外周プールへの
伝熱面積を増大させる方法がある。鋼製格納容器壁を伝
熱面として用いる場合、原子炉格納容器直径を大きくす
る、またはベント管水深を深くし伝熱に有効な領域を高
さ方向に拡げることにより、伝熱面積を増大できる。し
かし原子炉格納容器直径の増大は、格納容器の耐圧能力
の低下をもたらし好ましくない。またベント管水深を深
くすると、破断部からドライウェルに流出した大量の蒸
気が、ドライウェル内の不凝縮性気体を伴ってベント管
から圧力抑制プールに急激に流入するブローダウン過程
において、圧力抑制プール水の盛り上がりが大きくなる
ため、プール水上方の空間を高くしたり、圧力抑制室内
の構造物の強度を増大する必要があり好ましくない。

【０００５】本発明の目的は、冷却材喪失事故に基づく
原子炉格納容器内の圧力上昇を原子炉格納容器直径やベ
ント管水深の増大にのみ頼ること無く軽減することにあ
る。

【０００６】

【課題を解決するための手段】本発明の第１手段は、原
子炉格納容器内の圧力抑制プールから原子炉格納容器外
の外周プール内への熱伝達面を備えた原子炉格納容器に
おいて、前記原子炉格納容器外に給水源を有する前記両
プールに対する給水手段を備えていることを特徴とした
原子炉格納容器の圧力抑制設備であり、第２手段は、原
子炉格納容器内の圧力抑制室と、前記原子炉格納容器の
外側に配備された水冷プールと、前記圧力抑制室と前記
水冷プールとの間に設けられた熱伝達手段と、前記原子
炉格納容器の外側に装備された水源から前記圧力抑制室
内と前記水冷プール内とへの給水手段とを備えているこ
とを特徴とした原子炉格納容器の圧力抑制設備であり、
第３手段は、第１手段において、給水手段は、給水源の
水に圧力を付与する加圧手段と、前記給水源から前記圧
力抑制プールと前記外周プールへの送水路とを備えてい
ることを特徴とした原子炉格納容器の圧力抑制設備であ
り、第４手段は、第３手段において、給水源は原子炉格
納容器の外側で気密に構成された補給水プールの内に蓄
積された補給水であり、加圧手段は原子炉格納容器の外
側に配備され前記補給水プールの気相空間に弁を介して
連通接続された蓄圧タンクと前記蓄圧タンク内に蓄圧さ
れた加圧ガスであり、送水路は吸い込み口が補給水プー
ル内の液相領域内に配備され吐出口が圧力抑制プールに
臨ませて配備され途中に弁を備えた第１の配管と前記補
給水プールの液相領域内に吸い込み口が配備され吐出口
が外周プールに臨ませてある第２の配管であることを特
徴とした原子炉格納容器の圧力抑制設備であり、第５手
段は、第４手段において、補給水プールは仕切りにより
少なくとも蓄水領域が複数に区画され、区画された蓄水
領域の少なくとも一つの領域に第１配管の吸い込み口を
他の領域の少なくとも一つに第２配管の吸い込み口を配
備してあることを特徴とした原子炉格納容器の圧力抑制
設備であり、第６手段は、第５手段において、第１の配
管の吸い込み口を配備されている補給水プールの区画に
蓄積される補給水量と第２の配管の吸い込み口が配備さ
れる補給水プールの区画に蓄積される補給水量との比は
圧力抑制プール内の通常時における冷却水量と外周プー
ル内の通常時における冷却水量との比に同等であること
を特徴とした原子炉格納容器の圧力抑制設備であり、第
７手段は、第６手段において、補給水プールの各区画内
の水量の比は前記補給水プール内の仕切りの位置を前記
各区画の隣接方向に調整して設定されていることを特徴
とした原子炉格納容器の圧力抑制設備であり、第８手段
は第１手段において、給水手段は、独立した複数の給水
源の少なくとも一つの給水源の水に圧力を付与する加圧
手段と、前記一つの給水源から前記圧力抑制プールへの
送水路と、前記給水源の他の少なくとも一つの給水源は
外周プールよりも高い位置に配備されて前記外周プール
への送水路を備えかつ前記外周プールへの送水路に弁を
備えていることを特徴とした原子炉格納容器の圧力抑制
設備であり、第９手段は、第８手段において、加圧手段
からの圧力が付与される給水源は気密に構成された補給
水プール内に蓄積された冷却水であり、前記加圧手段
は、原子炉圧力容器と弁を介して前記補給水プール内に
接続された配管であることを特徴とした原子炉格納容器
の圧力抑制設備であり、第１０手段は、第１手段におい
て、給水手段は、原子炉圧力容器に弁を介して駆動蒸気
を受け入れるように接続されたタービンポンプと、前記
タービン駆動ポンプの吸い込み側と給水源との間に接続
された配管と、前記タービン駆動ポンプの吐出側から圧
力抑制プールと外周プールへの給水配管とを備えている
ことを特徴とした原子炉格納容器の圧力抑制設備であ
り、第１１手段は、第１手段において、原子炉格納容器
のドライウェル内への給水手段と、前記ドライウェル内
への給水手段に前記ドライウェル内に配備されたスプレ
イノズルが接続されていることを特徴とした原子炉格納
容器の圧力抑制設備であり、第１２手段は、第１１手段
において、ドライウェル内への給水手段は、給水源が原
子炉格納容器の外側で気密に構成された補給水プールの
内に蓄積された補給水と、前記原子炉格納容器の外側に
配備され前記補給水プールの気相空間に弁を介して連通
接続された蓄圧タンクと、前記蓄圧タンク内に蓄圧され
た加圧ガスと、吸い込み口が補給水プール内の液相領域
内に配備され吐出口がスプレイノズルに接続された配管
と、その配管の途中に設けた弁とを備えて成ることを特
徴とした原子炉格納容器の圧力抑制設備であり、第１３
手段は、第１１手段において、ドライウェル内への給水
手段は圧力抑制プールへの給水手段の前記ドライウェル
内の途中部分からスプレイノズル側へ分岐した給水路を
備えていることを特徴とした原子炉格納容器の圧力抑制
設備であり、第１４手段は、ドライウェル内の原子炉圧
力容器中に設置される炉心位置よりも上方の冷却水プー
ル中に装備された熱交換器と、前記熱交換器の伝熱管に
前記原子炉圧力容器からの蒸気を通す配管と、前記両方
の配管途中に設けられた弁と、前記熱交換器から前記原
子炉圧力容器内へ凝縮水を戻す配管と、前記熱交換器か
ら原子炉圧力抑制室内にガスを通す配管と、前記ドライ
ウェルと前記圧力抑制室と前記冷却水プールとを包含す
る原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器の外側に設け
られて前記圧力抑制室内の圧力抑制プールと伝熱手段を
介在して熱的に接続して配備された外周プールと、前記
冷却水プールからの蒸気を前記原子炉格納容器の外側に
導くベント管とを備えた原子炉格納容器の圧力抑制設備
であり、第１５手段は、第１４手段において、前記熱交
換器の伝熱管に前記原子炉圧力容器からの蒸気を通す配
管の途中に設けられた弁と熱交換器との間の前記配管部
分または前記熱交換器内の少なくともいずれかとドライ
ウェル内とを連通する配管を備えていることを特徴とし
た原子炉格納容器の圧力抑制設備であり、第１６手段
は、第１４手段または第１５手段において、圧力抑制室
と外周プールとの水位の制御手段を備えていることを特
徴とした原子炉格納容器の圧力抑制設備であり、第１７
手段は、第１手段から第１６手段までのいずれか一手段
において、原子炉格納容器は、鋼製であるとともに、そ
の原子炉格納容器内の圧力抑制室とドライウェルとを区
画形成するコンクリート構造物および前記コンクリート
構造物上方の運転階空間とを前記コンクリート構造物の
周囲に前記運転階空間に通じる空間を介在して覆ってお
り、この運転階に通じる空間には前記圧力抑制室内の気
相領域と液相領域とが連通口により連通されていること
を特徴とした原子炉格納容器の圧力抑制設備であり、第
１８手段は、第１７手段において、原子炉格納容器の下
部外周囲に前記原子炉格納容器の外壁面に接して外周プ
ールを備え、前記外周プールより上方における前記原子
炉格納容器の外壁面に接して通風路を備え、前記通風路
の下部に通風の入口が上部に出口がそれぞれ設けられて
いることを特徴とした原子炉格納容器の圧力抑制設備で
あり、第１９手段は、第１４手段から第１８手段までの
いずれか一手段において、原子炉格納容器に格納された
原子炉圧力容器内に内蔵された炉心の位置および原子炉
格納容器内の圧力抑制プールの位置よりも上方の位置に
して装備された重力落下水タンクを弁を介して前記原子
炉圧力容器と連通した重力落下注水系と、冷却水を前記
炉心から前記重力落下水タンクまでの水頭差に相当する
圧力を超える高圧で封入した蓄圧注水タンクと前記原子
炉圧力容器とを弁を介して接続した蓄圧注水系と、前記
原子炉格納容器内の圧力抑制プール内の炉心上端より高
い位置に配置された取水口と前記原子炉圧力容器内とを
弁を介して接続した冠水系との三種類の非常用注水系を
前記原子炉格納容器内に装備してあることを特徴とした
原子炉格納容器の圧力抑制設備であり、第２０手段は、
前記補給水プール内水に対する加圧手段と、前記補給水
プール内から原子炉の圧力抑制室内と原子炉の外周プー
ル内との内少なくとも一方に連通する配管とを備えた原
子炉のプール内水位の制御手段であり、第２１手段は、
第２０手段において、補給水プールは気密構造であり、
加圧手段は前記補給水プールに弁を介して連通接続され
た蓄圧タンクと前記蓄圧タンク内に蓄圧された加圧ガス
であることを特徴とした原子炉のプール内水位の制御手
段であり、第２２手段は、第２０手段において、補給水
プールは気密構造であり、前記加圧手段は、原子炉圧力
容器と弁を介して前記補給水プール内に接続される配管
であることを特徴とした原子炉のプール内水位の制御手
段であり、第２３手段は、原子炉圧力容器に弁を介して
駆動蒸気を受け入れるように接続されるタービン駆動ポ
ンプと、前記タービン駆動ポンプの吸い込み側と補給水
プールとの間に接続された配管と、前記タービン駆動ポ
ンプの吐出側から原子炉の圧力抑制室と外周プールとの
内の少なくとも一方への給水配管とを備えている原子炉
のプール内水位の制御手段であり、第２４手段は、冷却
水プール中の冷却水に対する熱交換用伝熱管を備えた熱
交換器と、原子炉圧力容器からの蒸気を前記熱交換器へ
導入する蒸気配管と、前記熱交換器内で凝縮した凝縮水
を前記原子炉圧力容器内へ誘導する配管と、前記蒸気配
管の途中に設けられた弁と前記熱交換器との間の前記蒸
気配管部分または前記熱交換器内の少なくともいずれか
と原子炉格納容器のドライウェル内とを連通する配管と
を備えている原子炉の蒸気凝縮式冷却系であり、第２５
手段は、原子炉格納容器内での冷却材喪失事故時に、前
記事故時に前記原子炉格納容器内に漏出した蒸気を前記
原子炉格納容器内の圧力抑制室内の冷却水で凝縮すると
ともに、前記凝縮により前記圧力抑制室内の冷却水中に
蓄積された熱を前記原子炉格納容器外の外周プールに伝
熱移行させ、前記原子炉格納容器内の熱を外部に放熱す
る方法において、前記事故後に圧力抑制室内と外周プー
ル内の冷却材水位を共に上昇させることを特徴とした原
子炉格納容器の圧力抑制方法である。

【０００７】

【作用】第１手段によれば、原子炉格納容器外から原子
炉格納容器内の圧力抑制プールと原子炉格納容器外の外
周プール内へ給水して水位を上昇させ、水冷の熱伝達面
を拡大する作用が得られる。

【０００８】第２手段によれば、原子炉格納容器外の水
源から原子炉格納容器内の圧力抑制室内と原子炉格納容
器の外側に配備された水冷プール内とに給水してそれら
の水位を上昇させ、水冷の熱伝達手段との熱接触領域を
拡大する作用が得られる。

【０００９】第３手段によれば、第１手段による作用に
加えて、給水源の水面を加圧して給水に動圧をかけるこ
とが出来るから、ポンプ等の動的機器を使用すること無
く給水できる作用が得られる。

【００１０】第４手段よれば、第３手段による作用に加
えて、弁を開くことにより容易に補給水面に蓄圧タンク
内の圧力を加えて圧力抑制プール内と外周プール内への
補給水の給水が行え、両者の水位をあげることが出来る
と共に弁は圧力抑制室内の圧力により補給水が逆流する
ことを阻止して上昇した水位の確実な維持と原子炉格納
容器内の雰囲気が原子炉格納容器外に漏出することを阻
止する作用とを行う。第５手段によれば、第４手段によ
る作用に加えて、第１と第２の各配管が給水する総量が
蓄水領域の区画により確定しているから圧力抑制プール
と外周プール内の水位の上昇量が想定した量と狂いが起
きにくく水位の上昇制御が正確に行える。

【００１１】第６手段によれば、第５手段による作用に
加えて、圧力抑制プールへの補給水量と外周プール内へ
の補給水量が両プールの水位上昇量が同一になるように
補給水プール内の補給水が区画されているから、水位の
上昇制御を同一上昇量に制御出来、伝熱面に加わる両側
の水圧を同一にして伝熱面の変形を抑制できる作用が得
られる。

【００１２】第７手段によれば、第６手段による作用に
加えて、補給水プールの各区画が前記補給水プール内の
仕切りの位置を前記各区画の隣接方向に調整して設定さ
れることで各区画内の水量比率が設定できる作用が得ら
れる。

【００１３】第８手段によれば、第１手段による作用に
加えて、給水源の水面を加圧することにより圧力抑制プ
ールに補給水を供給出来、弁を開くことにより重力によ
りもう一つの給水源から外周プール内へ補給水を供給す
る作用が得られ、両プール内の水位を上昇させる作用を
得ることが出来る。

【００１４】第９手段によれば、第８手段による作用に
加えて、給水源は気密構造であるから加圧手段にガス圧
が利用できるようになって容易である上、圧力抑制プー
ルへの給水配管の途中にある弁を開閉することにより圧
力抑制プールへの給水と、原子炉格納容器内の雰囲気の
外部への漏出や給水の逆流を阻止できる作用が得られ
る。

【００１５】第１０手段によれば、第１手段による作用
に加えて、弁を開くことにより、原子炉圧力容器内に発
生した蒸気をタービン駆動ポンプに供給して駆動せし
め、タービン駆動ポンプで給水源の補給水に動圧を加
え、圧力抑制プールと外周プールへの補給水の給水作用
が得られる。

【００１６】第１１手段によれば、第１手段による作用
に加えて、ドライウェル内への給水を受けたスプレイノ
ズルからドライウェル内に給水を散水してドライウェル
内への漏出蒸気を凝縮させ冷却に供する作用が得られ
る。

【００１７】第１２手段によれば、第１１手段による作
用に加えて、弁を開けることにより蓄圧タンクからの圧
力を受けた給水源の補給水はスプレイノズル側に送ら
れ、ドライウェル内への散水に供せられ、弁は事故によ
り高圧に成ったドライウェル内の雰囲気が給水源に漏出
することを阻止する作用が得られる。

【００１８】第１３手段によれば、第１１手段による作
用に加えて、ドライウェル内への給水手段は圧力抑制プ
ールへの給水手段の前記ドライウェル内の途中部分から
独立し、それよりも上流側では共用化されているから、
圧力抑制プールへの供給水の一部がドライウェル内でス
プレイノズル側に分けられ、スプレイノズルからドライ
ウェル内に散水され、原子炉格納容器外に貫通してでる
流路の本数が少なくても前述の散水が成せるという作用
が得られる。

【００１９】第１４手段によれば、原子炉格納容器は圧
力抑制プールから外周プールへ熱を伝達して放熱し、さ
らに原子炉圧力容器内の蒸気を熱交換器内に受け入れて
冷却水で冷却することにより凝縮し、その凝縮水は原子
炉圧力容器内に戻し入れて炉心の冷却に供される。凝縮
作用により加熱された冷却プール水は蒸発してベント管
から原子炉格納容器外へ排出され放熱される。この様に
外部からの外周プールによる水冷と、内部からは熱交換
器による凝縮で原子炉格納容器内の熱を除去する作用が
得られる。

【００２０】第１５手段によれば、第１４手段による作
用に加えて、熱交換器による凝縮開始直後等において大
きな圧力や大量の蒸気が熱交換器側に入ろうとするとそ
の圧力の一部は配管を通ってドライウェル内に抜け出て
原子炉圧力容器内の減圧を促進する上、原子炉圧力容器
内の圧力が減少してドライウェル圧力が相対的に上がる
とドライウェル内の蒸気がその配管を逆流入して熱交換
器に入り凝縮される。第１６手段によれば、第１４手段
または第１５手段による作用に加えて、圧力抑制室と外
周プールとの水位を上昇させる制御を施して水冷による
原子炉格納容器外への放熱量を増大させる。

【００２１】第１７手段によれば、第１手段から第１６
手段までのいずれか一つの手段による作用に加えて、原
子炉格納容器は、鋼製で放熱性がよくなり、事故時に圧
力を圧力抑制室経由で運転階空間側に拡散させて、また
圧力抑制室内の蒸気を運転階空間に拡散させて蒸気の凝
縮と圧力の部分的な上昇とを抑制して、原子炉格納容器
の耐圧能力を向上する。

【００２２】第１８手段によれば、第１７手段による作
用に加えて、原子炉格納容器の下部を水冷作用で冷却し
上部を空冷作用で冷却することにより全体を外部から冷
却する作用が得られる。

【００２３】第１９手段によれば、第１４手段から第１
８手段までのいずれか一つの手段による作用に加えて、
弁を開くことによりまず高圧封入された蓄圧注水タンク
内の水が事故直後のまだ比較的高圧な状態の原子炉圧力
容器内に注入される。その後に比較的低圧と成った原子
炉圧力容器内に重力落下水タンク内の水が重力により注
水される。その後はさらに低圧と成った原子炉圧力容器
内に冠水系を通じて圧力抑制室内の水が注入されて原子
炉圧力容器内の炉心が冷却される。この様に順次冷却系
がリレーされて長期の冷却を行えるようになる。

【００２４】第２０手段によれば、補給水プール内水に
加圧手段から圧力を付与して配管内を通し、その補給水
プール内水を圧力抑制室内と外周プール内との内少なく
とも一方に供給することでその供給先の水位を上昇さ
せ、水冷領域を拡大する作用を得る。

【００２５】第２１手段によれば、第２０手段による作
用に加えて、弁を開くことでガス圧が補給水プール内水
面に加わり配管内に補給水プール内水が通されて供給先
に送られる作用が得られる。

【００２６】第２２手段によれば、第２０手段による作
用に加えて、弁を開くことで原子炉圧力容器内の圧力が
補給水プール内水面に加わり配管内に補給水プール内水
が通されて供給先に送られる作用が得られる。

【００２７】第２３手段によれば、弁を開くことで原子
炉圧力容器内の圧力がタービン駆動ポンプを駆動して、
補給水プール内水が給水配管内に通されて圧力抑制室と
外周プールとの内の少なくとも一方への供給先に送られ
る作用が得られる。

【００２８】第２４手段によれば、熱交換器による凝縮
開始直後等において大きな圧力や大量の蒸気が熱交換器
側に入ろうとするとその圧力の一部は配管を通ってドラ
イウェル内に抜け出て原子炉圧力容器内の減圧を促進す
る上、原子炉圧力容器内の圧力が減少してドライウェル
圧力が相対的に上がるとドライウェル内の蒸気がその配
管を逆流入して熱交換器に入り凝縮される。

【００２９】第２５手段によれば、圧力抑制室内の凝縮
作用により原子炉格納容器内の熱が圧力抑制室内に蓄え
られ、冷却材喪失事故後に圧力抑制室内と外周プール内
の冷却材水位を共に上昇させることで圧力抑制室内から
外周プール内への水冷領域での伝熱領域を拡大して熱を
外周プール側へ放熱しやすくする作用が得られる。

【００３０】

【実施例】まず、第１実施例を、図１〜図３に基づいて
説明する。

【００３１】原子炉格納容器８は、一般的にコンクリー
トよりも熱伝導性の良い鋼製であってその内部は安全性
から不活性ガスが充填されている。その原子炉格納容器
８内のコンクリート構造物は、重力落下水タンク２１と
ドライウェル３と圧力抑制室４とを区画形成してある。

【００３２】そのコンクリート構造物と原子炉格納容器
８との間に形成された環状の空間はコンクリート構造物
の上方にあるオペレーションフロアの空間に連通してい
る。圧力抑制室４は冷却水の入れられた圧力抑制プール
５と気相部であるウエットウェル６とから成る。その圧
力抑制プール５中にはドライウェル３がベント管７によ
り連通されている。その圧力抑制室４のコンクリート壁
１１には連通口１４，１２，１３が開けられており、連
通口１３は通常時における圧力抑制プール５の水面より
も下方で出来るだけプール底に近接して配置され、連通
口１２は通常水面よりも上方であって事故時における増
水した圧力抑制プール５の水面よりも低い位置に配備さ
れ、連通口１４はその増水した水面よりもさらに上方に
配備される。この様な連通口の配備関係であるから圧力
抑制プール５の冷却水は連通口１３を通じて環状空間の
下部領域にも存在し、原子炉格納容器８内面に接触して
いる。

【００３３】原子炉格納容器８は環状の空間８３を介在
してコンクリト構造壁８０により囲われている。その環
状空間８３の下部領域は水平隔壁１０１よりも下部にお
いて外周プール９とされ、その中には冷却水が入れられ
ている。その冷却水の水位は圧力抑制プール５の水位と
同じにして原子炉格納容器への水圧が内側と外側とから
同一になるように水圧バランスを配慮し、水圧による格
納容器壁の変形を抑制する。そして、通常時の水位は事
故時初期に数十秒に渡りベント管７から圧力抑制プール
５水中に吐出される高圧蒸気や不凝縮性気体により圧力
抑制プール５水面が盛り上がって圧力抑制室４の天井に
ダメ−ジを与えないように低く設定される。これにとも
ない水圧バランスから外周プール９水の水位も低く設定
される。その外周プール９の気相部領域はベント管１０
２により外界に通じている。

【００３４】コンクリート構造壁８０は、原子炉格納容
器８を囲うように配備され、水平隔壁１０１よりも若干
上方において環状の空間８３に通じる空気取入口８１が
外界に通じて設けられている。そして、そのコンクリー
ト構造壁８０の頂部には環状の空間８３から外界に通じ
る空気排気口８２が配備されている。

【００３５】ドライウェル３内には原子炉圧力容器２が
装備されている。その原子炉圧力容器２内には冷却水が
入れられており、その冷却水中に制御棒により核反応が
制御されている炉心１が装備されている。

【００３６】炉心１で加熱されて原子炉圧力容器２内の
冷却水が高温高圧蒸気とされ、その蒸気がタービン発電
機側に送られるために原子炉圧力容器２には複数の主蒸
気管１０が接続される。その主蒸気管１０の一部分がド
ライウェル３内を通過している。

【００３７】その主蒸気管１０には原子炉圧力容器２内
の圧力が過剰になると自動的に開く逃し安全弁を有した
自動減圧系２６が各主蒸気管１０ごとに接続されてい
る。その自動減圧系２６の高圧蒸気排出管１０３は圧力
抑制プール５水中に開口しており、過剰な高温高圧蒸気
は圧力抑制プール水により凝縮される構成を有する。

【００３８】原子炉格納容器８を包含するコンクリート
構造壁８０には、外周プール９よりも上方の原子炉格納
容器８外表面を自然通風で冷却するための空気の取入口
８１と排気口８２を備えている。

【００３９】原子炉格納容器８内には、非常用冷却系が
収納されて、非常用冷却系が原子炉格納容器８の壁を貫
通しないように、そして非常用冷却系を通じて放射能が
原子炉格納容器８から出無いように配慮される。

【００４０】非常用炉心冷却系として、原子炉圧力容器
２より上部に位置し逆止弁２３を介して原子炉圧力容器
２と配管で連通された蓄圧注水タンク２０を備えた蓄圧
注水系と、逆止弁２４を介して原子炉圧力容器２と配管
で連通された重力落下水タンク２１を備えた重力注水
系、ならびに圧力抑制プール５と原子炉圧力容器２を逆
止弁２５を介して配管で連通する冠水系２２との３系統
がある。

【００４１】原子炉格納容器８の下方には補給水プール
３０が設けられている。補給水プール３０内の冷却水は
仕切り３３により内周部３１と外周部３２に区画され
る。しかし、それら両区画の上方の気相空間３４は両区
画で連通しあっている。この補給水プール３０の底には
内周部３１と外周部３２とにそれぞれピット１０４が設
けられている。

【００４２】原子炉格納容器８の下方には、さらに、不
凝縮性気体（窒素又は空気）を高圧で封入した蓄圧タン
ク３５を設ける。

【００４３】蓄圧タンク３５内と補給水プール３０の気
相空間３４内とは配管３６で連結され、その配管３６の
途中には開閉弁３７を備えている。

【００４４】補給水プール３０の内周部３１内の冷却水
中は圧力抑制室４のウエットウェル６内と配管３８で連
通可能に接続される。その配管３８の途中には圧力抑制
室４側から補給水プール３０側への流れを阻止する逆止
弁４０が装着されて、原子炉格納容器８内から補給水プ
ール３０側へ原子炉格納容器８内の雰囲気が抜け出るこ
とを阻止している。この配管３８の補給水プール３０側
の開口は内周部３１内のピット１０４内に配備される。

【００４５】補給水プール３０の外周部３２内の冷却水
中は配管３９により外周プール９内の気相領域内に連通
可能に接続される。その配管３９の補給水プール３０側
の開口は外周部３２内のピット１０４内に配備されてい
る。

【００４６】図２および図３により、第１実施例の動作
を次に説明する。

【００４７】原子炉の安全設計で想定する冷却材喪失事
故時には、炉心１で加熱された原子炉圧力容器２内の冷
却材が高温高圧の蒸気として、例えば主蒸気管１０の破
断個所からドライウェル３へ流出する。

【００４８】その事故時には、炉心１に制御棒が挿入さ
れて炉心１内の核分裂反応が停止する方向に制御され
る。炉心１ではその制御後も長期に渡り崩壊熱が発生す
る。

【００４９】破断箇所からの冷却材の流出により、原子
炉圧力容器２内の水位低下が原子炉圧力容器２に付随し
た水位計により検知されると、その検知信号に基づいて
主蒸気管３に設けられた自動減圧系２６の逃し安全弁が
作動信号を受けて開く方向に作動し原子炉圧力容器２内
の蒸気を圧力抑制プール５の水中に排気管１０３を通じ
て開放して、原子炉圧力容器２の減圧を促進する。

【００５０】原子炉圧力容器２の圧力が低下するに従
い、原子炉圧力容器２内の圧力が蓄圧注水タンク２０内
に蓄えた圧力と同等になると、蓄圧注水タンク２０内の
冷却水が逆止弁２３を通過して原子炉圧力容器２内に注
入され始める。その注水が終了する直前から重力落下水
タンク２１から重力落下水タンク２１内の水頭と原子炉
圧力容器内の水頭との差により重力落下して原子炉圧力
容器２内に注入され始める。その注入が終了する直前か
ら、冠水系２２を通じて水頭差により圧力抑制プール５
内の冷却水が原子炉圧力容器２に注水され始める。この
様にして各非常用炉心冷却系等がリレーして原子炉圧力
容器内に冷却水を注入して長期にわたり炉心１の冠水が
維持される。炉心１での崩壊熱はこの冷却水の蒸発によ
り除去される。蒸発蒸気は破断箇所からドライウェル３
に放出される。これにより、ドライウェル３の圧力が上
昇しベント管７内の水を押し下げ、蒸気は圧力抑制プー
ル５に流入して圧力抑制プール水中で凝縮される。この
凝縮作用により圧力抑制プール５の水量は増水するが増
水分は冠水系２２による原子炉圧力容器２への注水にも
供せられる。この凝縮時にドライウェル３内にあった不
凝縮性気体は、放出された蒸気に押し出されかつ同伴さ
れて圧力抑制プールに流入し、プール中を上昇してウェ
ットウェル６に蓄積する。その上昇により圧力抑制プー
ル５水面は盛り上がるもののこの時点ではまだ通常水位
に近いから圧力抑制室４の天井にダメ−ジを与えるに至
らない。

【００５１】このブローダウン過程終了後、自動減圧系
２６の逃し安全弁への作動信号を受けて開閉弁３７を開
く。これは、開閉弁３７を電動弁としてその電動弁駆動
制御部にその作動信号を受けさせて開弁方向に弁を駆動
することで達成できる。

【００５２】開閉弁３７が開くと蓄圧タンク３５内に蓄
圧されていた高圧気体が、配管３６を通って補給水プー
ル３０の気相空間３４に供給される。これにより気相空
間３４の圧力が上昇し、補給水プール３０の内外周部両
方の冷却水液面を押し下げるようになる。この様な状態
になると、補給水プール３０の内周部３１内の冷却水は
配管３８を通じて圧力抑制室４内に注入され、外周部３
２内の冷却水は配管３９を通じて外周プール９内に注入
されることと成る。

【００５３】補給水プール３０は、仕切り３３により内
周部３１と外周部３２に区画しているが、内周部３１と
外周部３２の断面積比を圧力抑制プール５と外周プール
９の断面積比と等しくすることによって、注水後の圧力
抑制プール５と外周プール９の水位上昇量を等しくでき
る。このことにより、急に相対的水位差が生じて原子炉
格納容器８が変形することを抑制する。

【００５４】図２は、原子炉の通常運転状態から、冷却
材喪失事故発生後で、補給水プール３０の冷却水が圧力
抑制プール５及び外周プール９に注水された後の状態を
示す。この場合、配管３８の挿入部の水位を測定して水
位が補給水プールの底になった時点で開閉弁３７を閉じ
ることで蓄圧タンク３５内の高圧ガスが圧力抑制室内に
入らないようにしている。また、配管３８に設けた逆止
弁４０により、ウェットウェル６内の不凝縮性気体や、
水位上昇後の圧力抑制プール５のプール水が、補給水プ
ール３０内に逆流することはない。また配管３８，３９
の冷却水入り口は、補給水プール３０の底にあるピット
１０４内に存在するから、補給水プール内の冷却水を極
力余すこと無く注水目的方向に注水できる。また、ピッ
ト１０４内に冷却水が残るようであれば、その残存水に
よる水シールにより、気相空間３４内の不凝縮性気体が
ウェットウェル６や外周プール９へ流入することを抑制
する。

【００５５】一方、非常用冷却系の内、特に重力落下水
タンク２１の冷却水の一部は原子炉圧力容器内へ注水さ
れた後に、破断箇所からオーバーフローしてドライウェ
ル３の下部空間を水没させる。したがって、原子炉圧力
容器２の上方に配置する重力落下水タンク２１には炉心
１の冷却とドライウェル３の下部空間を水没させるに必
要な水量だけを確保し、圧力抑制プール５と外周プール
９の水位上昇に必要とする大量の冷却水は、原子炉格納
容器８内の下方に配置した補給水プール３０に確保する
ようにした。

【００５６】図３は、補給水プール３０の冷却水によ
り、圧力抑制プール５と外周プール９の水位がＬ₁ だけ
上昇した後の状態を拡大して示したものである。すなわ
ち、図３中の破線で示した通常運転時の水位から、補給
水プール３０の冷却水注水で実線で示す位置まで圧力抑
制プール５及び外周プール９の水位が上昇している。

【００５７】この様な状態になると、圧力抑制プール５
と外周プール９との水位の上昇により各プールの水冷領
域の伝熱面高さ及び各プールの冷却水が吸収する熱容量
の増大が達成される。

【００５８】それに加えて、圧力抑制プール５を内周部
と外周部に区画するコンクリート構造壁１１に設けた連
通口１２，１３により、以下の効果を得ることができ
る。即ち、ベント管７から流入する蒸気の凝縮潜熱によ
り高温となった圧力抑制プール５は、通常運転時の圧力
抑制プール水位より上方に設置された連通口１２から、
鋼製格納容器８内壁面側へ流出し外周プール９で冷却さ
れる。その後圧力抑制プール底に近接して設けた連通口
１３から、圧力抑制プール５の内周部に流入して、ベン
ト管７出口部よりも低い位置に停滞している低温水と混
合するようになり、圧力抑制プール５内の温度成層化現
象を緩和できる。この結果、外周プール９への放熱に有
効な高温領域をベント管よりも低い位置にまで拡大でき
るようになり、原子炉格納容器８からの放熱量を大幅に
増大できる。

【００５９】原子炉格納容器８内の熱は蒸気の形で圧力
抑制プール５内に移行してそのプール５内の冷却水を加
熱する。加熱された冷却水は高温と成り外周プール９内
の冷却水温度との間に大きな温度差を生じる。その大き
な温度差の発生領域は図３の矢印のように圧力抑制プー
ル５内の冷却水が流動することによりベント管７がプー
ル５の深い位置にまで無くともプール５内の上下方向の
ほぼ全域に拡大できる。

【００６０】このために圧力抑制プール５の全域を原子
炉格納容器８内の熱を集積させる領域に利用出来、プー
ル５の蓄積熱量も拡大できるに至る。そして外周プール
９に対する大きな温度差を生じる領域が拡大した分大量
の熱を外周プール９内の冷却水へ原子炉格納容器８壁を
介して移行させることが出来る。外周プール９内の冷却
水は、熱を原子炉格納容器８から受けることにより、大
気圧下で１００度になると蒸発してベント管１０２から
外界へ放出され、これにともない熱も外界へ放出される
ことと成る。

【００６１】ベント管７が深い位置にあってベント管７
からの吐出流体により冷却水を対流させる場合には初期
の凝縮作用時にベント管７から冷却水中に吹き出したガ
スにより生じるプール５の水面の盛り上がりが大きくな
るから、圧力抑制室の高さを高くし、結果として原子炉
格納容器８の大型化を招く。この実施例では、その大型
化を招くこと無く大量の熱を効率良く外界へ放熱でき
る。

【００６２】またウェットウェル６は、連通口１４によ
り運転階（オペレーションフロア）の上部空間と連通し
ており、ウェットウェル６の実質的な容積が拡大し、原
子炉格納容器８内の圧力上昇を抑制する。

【００６３】さらに事故後の時間経過に伴い、圧力抑制
プール５、及びウェットウェル６温度が上昇して外界の
外気との温度差が生じる。ウェットウェル６内の熱気は
圧力抑制室内の増水後は連通口１４を通じて原子炉格納
容器８の内壁面沿いの環状空間に抜け出て運転階の上部
空間にまで移行して原子炉格納容器８の壁面を加熱す
る。加熱された原子炉格納容器８は、原子炉格納容器８
とコンクリート構造壁８０との間の環状空間８３に放熱
する。

【００６４】その放熱を受けて環状空間８３の雰囲気は
加熱されて上昇気流と成る。その上昇気流は上昇して空
気排気口８２から外界へ排気され、熱も同時に外界へ放
熱される。その排気にともない、空気取入口８１から環
状空間８３内に外界の空気が自然流入して来る。環状空
間８３に流入したその空気は、原子炉格納容器８の壁か
らの放熱により温度が上昇して排気口８２から排気され
るという自然通風による空冷機能が連続的に生じる。

【００６５】この様に、原子炉格納容器８下部の外周プ
ール式冷却系とそれより上部の自然通風式冷却系を併用
できる。このことにより、原子炉格納容器の全周から効
率の良い放熱を促して原子炉格納容器内の圧力を抑制し
ている。

【００６６】この様に、高圧気体を封入した蓄圧タンク
３５を補給水プール３０と接続させ、冷却材喪失事故時
に蓄圧タンク３５内の気体の圧力を利用して、補給水プ
ール３０の冷却水を圧力抑制プール５及び外周プール９
に注水し両プールの水位を上昇させることにより、両プ
ールの冷却水間での伝熱面積及び大量な冷却水によるプ
ールの熱容量の増大を図ることができる。このため、外
周プール式冷却系の放熱特性が向上し、より大出力のプ
ラントに適用できる。また重力落下水タンク２１から圧
力抑制プール５への注水が不要となるため、重力落下水
タンク２１は、炉心１の冷却とドライウェル３下部空間
の水没に必要な水量のみを保有する。したがって重力落
下水タンク２１の保有水量が大幅に低減でき、原子炉格
納容器８の重心位置が下がり耐震性が向上する。

【００６７】次に第２実施例を、図４に基づいて説明す
る。上記の第１実施例と異なる点は、次の通りであり、
第１実施例と共通部分は説明を省略してある。

【００６８】補給水プール３０の内周部３１を原子炉格
納領域の中心よりに拡大して内周部３１の冷却水保有水
量を増加させる。補給水プール３０の内周部３１から圧
力抑制プール５のドライウェル６に連通接続する配管３
８の途中から分岐させた配管４１をドライウェル３の上
部領域まで延長して備える。その配管４１にスプレイ用
ノズル４２を備えたスプレイ設備を接続し、そのスプレ
イ設備をドライウェル３の上部領域内に設ける。

【００６９】本実施例では、事故時には補給水プール３
０の内周部３１の冷却水を圧力抑制プール５に注水する
ことに加えて、補給水プール３０の内周部３１の冷却水
の一部を配管４１に通してノズル４２からドライウェル
３内にスプレイすることができる。

【００７０】これにより、事故時にドライウェル３内に
充満した蒸気を凝縮してドライウェル３の圧力上昇を抑
制する。スプレイされた冷却水は、ドライウェル３の下
部空間に蓄積するため、下部ドライウェルの冠水に用い
る重力落下水タンク２１の保有水量をより一層低減でき
る。

【００７１】その他の作用は第１実施例と同じであるか
らここではそれらの説明を省略してある。

【００７２】次に第３実施例を図５に基づいて説明す
る。上記の第１実施例と異なる点は、次の通りであり、
第１実施例と共通部分は説明を省略してある。

【００７３】第１実施例の高圧気体を封入した蓄圧タン
クに変えて、炉心１で発生した蒸気を圧力抑制プール５
へ開放する自動減圧系２６の排気管１０３に、開閉弁４
４を有する配管４３の一端を連通接続して設ける。配管
４３の他端は補給水プール３０の気相空間３４に連通接
続させる。

【００７４】また原子炉格納容器８とコンクリート構造
壁８０の間の環状空間８３内であって水平隔壁１０１上
部に冷却水プール４５を設ける。冷却水プール４５はそ
の底から開閉弁４７を途中に備えた配管４６で外周プー
ル９に連通可能に接続する。そして、補給水プール３０
内の仕切りは排除され、内周部と外周部との区画は存在
していない。

【００７５】本実施例では、自動減圧系２６の逃し安全
弁の作動信号を受けて開閉弁４４を開く。これにより、
事故時に排気管１０３を通じて排気されるべき炉心１で
発生した高圧の蒸気の一部が、自動減圧系２６の排気管
１０３から配管４３を通して補給水プール３０の気相空
間３４に流入する。その結果、図１に示した実施例と同
様に気相空間３４の圧力が上昇し、補給水プール３０の
液面を押し下げるようになる。このため、補給水プール
３０の冷却水中に挿入された配管３８から圧力抑制プー
ル５に冷却水が注水される。なお配管４３を通して補給
水プール３０に供給される蒸気は、放射能を有する１次
冷却水であるため、図１に示した実施例のように外界へ
通じる外周プール９側への注水には利用できない。この
ため、外周プール９の上方に位置する冷却水プール４５
を配置して、開閉弁４４の作動と同時に開閉弁４７を開
き、配管４６を通して冷却水が重力差によって外周プー
ル９に注水されるようにしている。開閉弁４４，４７の
作動のために、逃し安全弁に供給される作動信号を開閉
弁４４，４７にも供給して作動タイミングをそろえてい
る。その他の作用は第１実施例と同じであるからここで
はそれらの説明を省略してある。

【００７６】次に第４実施例を、図６に基づいて説明す
る。上記の第１実施例と異なる点は、次の通りであり、
第１実施例と共通部分は説明を省略してある。

【００７７】圧力抑制室４よりも下方にタービン駆動ポ
ンプ５０を設ける。そのタービン駆動ポンプ５０のター
ビン部に蒸気を供給するため、開閉弁４９を途中に備え
た配管４８で主蒸気管１０とタービン部とを接続する。
タービン駆動ポンプ５０のポンプ吸込み側と補給水プー
ル３０の冷却水中とを配管５１で連通接続する。タービ
ン駆動ポンプ５０のポンプ吐出側と圧力抑制室４内とを
配管５２で連通接続する。同じく、タービン駆動ポンプ
５０のポンプ吐出側と外周プール９内とを配管５３で連
通接続する。

【００７８】本実施例では、自動減圧系２６の逃し安全
弁への作動信号を受けて開閉弁４９にも受けさせてその
開閉弁４９を開く。この様にすると、事故直後のまだ高
圧な状態の炉心１で発生した蒸気の一部を、配管４４を
通してタービン駆動ポンプ５０のタービンに供給出来
る。これにより、蒸気タービンが回転し、タービン駆動
ポンプ５０により配管５１を通じて補給水プール３０内
の冷却水を吸込み、ポンプ吐出側の配管５２，５３経由
で圧力抑制プール５及び外周プール９に冷却水が注水さ
れる。その他の作用は第１実施例と同じであるからここ
ではそれらの説明を省略してある。

【００７９】次に第５実施例を説明する。

【００８０】原子炉格納容器８は鋼製であってその内部
には不活性ガスが充填されている。その原子炉格納容器
８内のコンクリート構造物は、重力落下水タンク２１と
冷却水プール６１とドライウェル３と圧力抑制室４とを
区画形成してある。

【００８１】そのコンクリート構造物と原子炉格納容器
８との間に形成された環状の空間はコンクリート構造物
の上方にあるオペレーションフロアの空間に連通してい
る。圧力抑制室４は冷却水の入れられた圧力抑制プール
５と気相部であるウエットウェル６とから成る。その圧
力抑制プール５中にはドライウェル３がベント管７によ
り連通されている。その圧力抑制室４のコンクリート壁
１１には連通口１４，１２，１３が開けられている。連
通口１３は通常時における圧力抑制プール５の水面より
も下方で出来るだけプール底に近接して配置され、連通
口１２は通常水面よりも下方であって連通口１３よりも
上方の位置に配備され、連通口１４はその水面よりもさ
らに上方に配備される。この様な連通口の配備関係であ
るから圧力抑制プール５の冷却水は連通口１２，１３を
通じて環状空間の下部領域にも存在し、原子炉格納容器
８内面に接触している。

【００８２】原子炉格納容器８は環状の空間８３を介在
してコンクリト構造壁８０により囲われている。その環
状空間８３の下部領域は水平隔壁１０１よりも下部にお
いて外周プール９とされる。その外周プール９中には冷
却水が入れられている。その冷却水の水位は圧力抑制プ
ール５の水位と同じにして原子炉格納容器への水圧が内
側と外側とから同一になるように水圧バランスを配慮
し、水圧による格納容器壁の変形を抑制する。そして、
通常時の水位は事故時初期に数十秒に渡りベント管７か
ら圧力抑制プール５水中に吐出される高圧蒸気や不活性
ガスにより圧力抑制プール５水面が盛り上がって圧力抑
制室４の天井にダメージを与えないように低く設定され
る。これにともない水圧バランスから外周プール９の水
位も低く設定される。その外周プール９の気相部領域は
ベント管１０２により外界に通じている。

【００８３】コンクリート構造壁８０は、原子炉格納容
器８を囲うように配備され、水平隔壁１０１よりも若干
上方において環状の空間８３に通じる空気取入口８１が
外界に通じて設けられている。そして、そのコンクリー
ト構造壁８０の頂部には環状の空間８３から外界に通じ
る空気排気口８２が配備されている。

【００８４】ドライウェル３内には原子炉圧力容器２が
装備されている。その原子炉圧力容器２内には冷却水が
入れられており、その冷却水中に制御棒により核反応が
制御されている炉心１が装備されている。

【００８５】炉心１で加熱されて原子炉圧力容器２内の
冷却水が高温高圧蒸気とされ、その蒸気がタービン発電
機側に送られるために原子炉圧力容器２には複数の主蒸
気管１０が接続される。その主蒸気管１０の一部分がド
ライウェル３内を通過している。

【００８６】その主蒸気管１０には原子炉圧力容器２内
の圧力が過剰になると自動的に開く逃し安全弁を有した
自動減圧系２６が各主蒸気管１０ごとに接続されてい
る。その自動減圧系２６の高圧蒸気排出管１０３は圧力
抑制プール５水中に開口しており、過剰な高温高圧蒸気
は圧力抑制プール水により凝縮される構成を有する。

【００８７】原子炉格納容器８内には、非常用冷却系が
収納されて、非常用冷却系が原子炉格納容器８の壁を貫
通しないように、そして非常用冷却系を通じて放射能が
原子炉格納容器８から出無いように配慮される。

【００８８】非常用炉心冷却系として、原子炉圧力容器
２より上部に位置し逆止弁２３を介して原子炉圧力容器
２と配管で連通された蓄圧注水タンク２０を備えた蓄圧
注水系と、逆止弁２４を介して原子炉圧力容器２と配管
で連通された重力落下水タンク２１を備えた重力注水
系、ならびに圧力抑制プール５と原子炉圧力容器２を逆
止弁２５を介して配管で連通する冠水系２２との３系統
がある。

【００８９】冷却水プール６１はコンクリート構造物に
より密閉されており、そのプール上方の気相空間が唯一
排気管７０により外界に通じている。その冷却水プール
６１の冷却水中には複数の蒸気凝縮式冷却系の熱交換器
６０を冷却水に接して備え付けられている。蒸気凝縮式
冷却系設備の熱交換器６０は、シェルアンドチューブ型
熱交換器であり、複数の伝熱管６５と、伝熱管６５の上
部と下部に接続されたプレナム６４，６６から構成され
る。上部プレナム６４は、主蒸気管１０へ開閉弁６３を
介して配管６２で接続される。下部プレナム６６には、
下部プレナム６６底から逆止弁６８を介して原子炉圧力
容器２に配管６７を接続する。下部プレナム６６の中間
高さ部から圧力抑制プール５内の冷却水中に配管６９に
て連通接続する。

【００９０】原子炉の安全設計で想定する冷却材喪失事
故時には、炉心１で加熱された原子炉圧力容器２内の冷
却材が高温高圧の蒸気として、例えば主蒸気管１０の破
断個所からドライウェル３へ流出する。

【００９１】その事故時には、炉心１に制御棒が挿入さ
れて炉心１内の核分裂反応が停止する方向に制御され
る。炉心１ではその制御後も長期に渡り崩壊熱が発生す
る。

【００９２】破断箇所からの冷却材の流出により、原子
炉圧力容器２内の水位低下が原子炉圧力容器２に付随し
た水位計により検知されると、その検知信号に基づいて
主蒸気管３に設けられた自動減圧系２６の逃し安全弁が
作動信号を受けて開く方向に作動し原子炉圧力容器２内
の蒸気を圧力抑制プール５の水中に排気管１０３を通じ
て開放して、原子炉圧力容器２の減圧を促進する。

【００９３】原子炉圧力容器２の圧力が低下するに従
い、原子炉圧力容器２内の圧力が蓄圧注水タンク２０内
に蓄えた圧力と同等になると、蓄圧注水タンク２０内の
冷却水が逆止弁２３を通過して原子炉圧力容器２内に注
入され始める。その注水が終了する直前から重力落下水
タンク２１から重力落下水タンク２１内の水頭と原子炉
圧力容器内の水頭との差により重力落下して原子炉圧力
容器２内に注入され始める。その注入が終了する直前か
ら、冠水系２２を通じて水頭差により圧力抑制プール５
内の冷却水が原子炉圧力容器２に注水され始める。この
様にして各非常用冷却系等がリレーして原子炉圧力容器
内に冷却水を注入して長期にわたり炉心１の冠水が維持
される。炉心１での崩壊熱はこの冷却水の蒸発により除
去される。蒸発蒸気は破断箇所からドライウェル３に放
出される。これにより、ドライウェル３の圧力が上昇し
ベント管７内の水を押し下げ、蒸気は圧力抑制プール５
に流入して圧力抑制プール水中で凝縮される。この凝縮
作用により圧力抑制プール５の水量は増水するが増水分
は冠水系２２による原子炉圧力容器２への注水にも供せ
られる。この凝縮時にドライウェル３内にあった不凝縮
性気体は、放出された蒸気に押し出されかつ同伴されて
圧力抑制プールに流入し、プール中を上昇してウェット
ウェル６に蓄積する。その上昇により圧力抑制プール５
水面は盛り上がるもののこの時点ではまだ通常水位に近
いから圧力抑制室４の天井にダメージを与えるに至らな
い。

【００９４】このブローダウン過程終了後、自動減圧系
２６の逃し安全弁への作動信号を受けて開閉弁６３を開
く。これは、開閉弁６３を電動弁としてその電動弁駆動
制御部にその作動信号を受けさせて開弁方向に弁を駆動
することで達成できる。

【００９５】ブローダウン過程までは、圧力抑制プール
５により初期のドライウェル３の圧力上昇を吸収する。
その後、開閉弁６３が開くと、主蒸気管１０に連結され
た配管６２を通して、炉心１で発生した蒸気の一部が熱
交換器６０に流入することで、蒸気凝縮式冷却系が作動
する。熱交換器６０に流入した蒸気は、上部プレナム６
４から伝熱管６５内に分配され、プール６１内の冷却水
により冷却されて凝縮する。凝縮水は、伝熱管６５の内
面に沿って下部プレナム６６に流下し、また一部の未凝
縮蒸気と不凝縮性気体も下部プレナム６６に流入する。
下部プレナム６６は、底面に配管６７、中間部に配管６
８の入口部を備えており、これら配管入口部の高低差に
より、凝縮水と不凝縮性気体を分離する。凝縮水は、配
管６７を通って重力により原子炉圧力容器２に戻り、一
方不凝縮性気体は、配管６８から圧力抑制プール５に流
入し、ウェットウェル６に蓄積する。伝熱管６５内を流
れる蒸気を凝縮するシェル側のプール６１水は、凝縮潜
熱を受けて温度が上昇する。冷却水プール６１は、大気
開放としており１００℃で飽和温度に達し、それ以降は
該プール６１水が蒸発し、排気管７０から原子炉格納容
器８外に放出されることで、炉心１で発生する崩壊熱が
除去できる。

【００９６】また図８に示す第６実施例のように、主蒸
気管１０と熱交換器６０を連結する配管６２に、一端を
ドライウェル３内に開放した配管７１を接続させた第５
実施例の変形例においては、事故後初期の原子炉圧力容
器２内の圧力が高い場合には、配管６２から分岐した配
管７１を通して炉心１で発生した蒸気の一部がドライウ
ェル３内に流出して原子炉圧力容器２の減圧が促進され
るため、蓄圧注水タンク２０や重力落下水タンク２１か
らの早期注水が可能となる。事故後後期、ドライウェル
３の圧力が上昇した場合には、ドライウェル３内の不凝
縮性気体を含む蒸気が配管７１を通して熱交換器６０に
流入するようになり、蒸気凝縮能力が向上する。さらに
開閉弁６３が故障した場合においても、配管７１からド
ライウェル３内の蒸気が熱交換器６０に流入するため、
熱交換器６０を用いた冷却系設備の信頼性が向上する。

【００９７】一方、ベント管７を通してドライウェル３
内の不凝縮性気体を含む蒸気の一部が圧力抑制プール５
に流入するため、圧力抑制プール５内に移行した熱は圧
力抑制プール５内の冷却水が連通口１２，１３を通って
対流することにより原子炉格納容器壁面と接触して外周
プール９内の冷却水中に熱を移行させる。外周プール９
中の冷却水は熱を受けることにより蒸発してベント管１
０２から放出され、これにとも成って熱も外界へ放出さ
れることと成る。この様な外周プール式冷却系も作動す
る。

【００９８】さらには、ウェットウェル６は、連通口１
４により運転階（オペレーションフロア）の上部空間と
連通しており、ウェットウェル６の実質的な容積が拡大
し、原子炉格納容器８内の圧力上昇を抑制する。

【００９９】さらに事故後の時間経過に伴い、圧力抑制
プール５、及びウェットウェル６温度が上昇して外界の
外気との温度差が生じる。ウェットウェル６内の熱気は
圧力抑制室内の増水後は連通口１４を通じて原子炉格納
容器８の内壁面沿いの環状空間に抜け出て運転階の上部
空間にまで移行して原子炉格納容器８の壁面を加熱す
る。加熱された原子炉格納容器８は、原子炉格納容器８
とコンクリート構造壁８０との間の環状空間８３に放熱
する。

【０１００】その放熱を受けて環状空間８３の雰囲気は
加熱されて上昇気流と成る。その上昇気流は上昇して空
気排気口８２から外界へ排気され、熱も同時に外界へ放
熱される。その排気にともない、空気取入口８１から環
状空間８３内に外界の空気が自然流入して来る。環状空
間８３に流入したその空気は、原子炉格納容器８の壁か
らの放熱により温度が上昇して排気口８２から排気され
るという自然通風による空冷機能が連続的に生じる。

【０１０１】この様に、蒸気凝縮式冷却系と原子炉格納
容器８下部の外周プール式冷却系とそれより上部の自然
通風式冷却系を併用できる。このことにより、原子炉格
納容器の全周から効率の良い放熱を促して原子炉格納容
器内の圧力を抑制している。図７に示す実施例の温度変
化を図９，図１０を用いて説明する。冷却材喪失事故発
生後、炉心１で発生する崩壊熱量の変化を図９に、原子
炉格納容器８を冷却するために蒸気凝縮式冷却系，外周
プール式冷却系、及び自然通風式冷却系を併用した場合
の圧力抑制プール５温度の変化を図１０で概念的に示
す。本実施例においても、破断箇所からの冷却材の流出
により原子炉圧力容器２内の水位低下が検知されると、
主蒸気管３に設けられた自動減圧系２６が作動し、原子
炉圧力容器２内の蒸気を圧力抑制プール５に開放して、
原子炉圧力容器２の減圧を促進する。原子炉圧力容器２
の圧力が低下するに従い、順次蓄圧注水タンク２０，重
力落下水タンク２１および冠水系２２から圧力差，重力
差で冷却水が原子炉圧力容器２に注水され、炉心１の冠
水が維持される。炉心１での崩壊熱はこの冷却水の蒸発
により除去され、破断箇所から蒸気がドライウェル３に
放出される。これにより、ドライウェル３の圧力が上昇
しベント管７内の水を押し下げ、蒸気は圧力抑制プール
５に流入してプール水中で凝縮するため圧力抑制プール
５水温が上昇する（図９のａの時点まで）。このブロー
ダウン過程終了後、自動減圧系２６の作動信号を受けて
開閉弁６３を開くことで蒸気凝縮式冷却系が作動し、ま
た圧力抑制プール５と外周プール９との温度差が生じて
いるため外周プール式冷却系も作動して、原子炉格納容
器８を冷却する。蒸気凝縮式冷却系においては、プール
６１水が飽和温度に達した後プール６１水が蒸発するた
め、事故後の時間経過に伴いプール６１の水位が低下し
放熱量が減少する。放熱量の減少によって熱交換器６０
で凝縮できなかった蒸気は、ドライウェル３内の不凝縮
性気体とともに配管６９から圧力抑制プール５に流入す
る。この結果、圧力抑制プール５に流入する蒸気流量が
増加して、圧力抑制プール５水温が上昇し、外周プール
９との温度差が拡大するため、鋼製格納容器壁８を介し
て外周プール９への放熱量が増加していくことで、圧力
抑制プール５水温の上昇が抑制される。

【０１０２】蒸気凝縮式冷却系のプール６１水が喪失
（図９のｂの時点）した後は、外周プール式冷却系の放
熱量が増加により外周プール９の水温が上昇する。外周
プール９水温が、飽和温度１００℃に達した後は、外周
プール水９が蒸発して水位が低下するため、外周プール
式冷却系の放熱量が減少する。外周プール９の水位低下
を抑制する手段の一例としては、数基の原子炉で共有す
る補給水源（図示せず）を建設サイト内に設けておき、
事故が発生した原子炉の外周プール９に冷却水を供給す
る方法がある。しかし、この外周プール９用の補給水源
を設けても補給水容量の限界があり、事故後の時間経過
に伴い、外周プール９の水位が低下して外周プール式冷
却系の放熱量が減少するため、圧力抑制プール５、及び
ウェットウェル６温度が上昇する。ウェットウェル６
は、原子炉格納容器８内の運転階上部空間と連通してい
るため、高温となったウェットウェル６空間から鋼製の
原子炉格納容器８の上部壁を介して、コンクリート構造
壁８０との間の環状空間８３に放熱する。この原子炉格
納容器８上部のウェットウェル６空間から環状空間８３
への放熱によって、取入口８１から流入した空気温度が
上昇して、排気口８２から排気されるようになり、自然
通風冷却による放熱量が増加する。このように、事故時
の後期においては外周プール式冷却系と自然通風式冷却
系を併用して原子炉格納容器８を冷却できるため、圧力
抑制プール５水温の上昇が抑制される。

【０１０３】外周プール９水が喪失（図９のｃの時点）
した後は、炉心１で発生する崩壊熱量はかなり小さくな
り、自然通風式冷却系単独で原子炉格納容器８を冷却で
きるようになり、それ以降は崩壊熱量の減衰にしたがっ
て、圧力抑制プール５の温度が低下していく。したがっ
て、炉心１で発生する崩壊熱量と自然通風式冷却系単独
での放熱量がバランスする時刻を想定して、外周プール
９の補給水量を定めておくことで、事故時に運転員の操
作を不要とする時間（ウォークアウェイ時間）をほぼ無
限大とすることができる。

【０１０４】第７実施例を図１１により説明する。本実
施例は基本的に、図１に示した実施例と図７に示した実
施例を組み合わせたものである。本実施例では、事故後
に蓄圧タンク３５内の高圧気体を利用して補給水プール
３０の冷却水を圧力抑制プール５及び外周プール９に注
水する外周プール式冷却系と蒸気凝縮式冷却系を併設し
て、原子炉格納容器８からの放熱特性をさらに向上させ
たものである。図７の実施例と比較すると、外周プール
式冷却系の放熱能力が増加しており、同じ出力の原子炉
プラントに適用する場合には、蒸気凝縮式冷却系の熱交
換器６０の基数を低減する、あるいは原子炉格納容器８
を小型化することが可能となる。また原子炉格納容器８
の形状を同一とした場合には、適用可能な原子炉プラン
トの出力を増大できる。また図５及び図６に示した実施
例と図７に示した実施例を組み合わせることも同様に可
能であり、図１０の実施例と同等の作用を得ることがで
きる。

【０１０５】このように、大出力のプラントに適用した
場合においても、原子炉格納容器８の上方に蒸気凝縮式
冷却系と自然通風式冷却系を、下部に外周プール式冷却
系を設け、三系統の冷却系設備を併用することで、原子
炉格納容器８の形状や物量を過度に増加させることな
く、炉心１で発生する崩壊熱量の減衰に応じて効率よく
原子炉格納容器８を冷却して事故時の圧力上昇を抑制で
きる。また静的な格納容器冷却系を併用することで、プ
ラントの安全性及び信頼性が向上するほか、事故時のプ
ラントの運転員の操作不要時間を延長することができる
ため、運転員の負担が軽減される。

【０１０６】

【発明の効果】請求項１の発明によれば、原子炉格納容
器外から圧力抑制室と外周プールとに給水することによ
り事故後の水冷伝熱面を拡大できるので、原子炉格納容
器の大型化と対震性の悪化を極力伴うこと無く、事故後
の原子炉格納容器内圧力の抑制機能の向上が成せる。

【０１０７】請求項２の発明によれば、原子炉格納容器
外の水源から圧力抑制室と水冷プールとへ給水して事故
後の伝熱手段による水冷伝熱領域を拡大できるので、原
子炉格納容器の大型化と対震性の悪化を極力伴うこと無
く、事故後の原子炉格納容器内圧力の抑制機能の向上が
成せる。

【０１０８】請求項３の発明によれば、請求項１の発明
の効果に加えて、加圧手段により給水が可能であるから
水源と給水先との相対的高さを考慮すること無く水源と
給水先との配置関係を自由にすることが出来、このこと
は特に水源位置を低めて耐震性を向上するのに有効とな
る効果を生じる。

【０１０９】請求項４の発明によれば、請求項３の発明
による効果に加えて、補給水を給水先へガス圧で送るこ
とが出来るから、ポンプ等の機械的稼働部を多用しない
信頼性の良い給水作用が得られ、事故後の原子炉格納容
器内圧力の抑制機能の信頼性が向上する効果が得られ
る。

【０１１０】請求項５の発明によれば、請求項４の発明
による効果に加えて、複数の給水先にたいして水源が区
画されているから、各給水先への給水量が確定出来、各
給水先への給水量の過不足が無く、片方の給水先に過剰
に給水されたり給水量が不足したりすることが防止出来
るという効果が得られる。

【０１１１】請求項６の発明によれば、請求項５の発明
による効果に加えて、圧力抑制プールと外周プールの水
位を同一に出来るから両プール間の伝熱面に両面からか
かる水圧を極力同一にして伝熱面の変形を抑制できると
いう効果が得られる。

【０１１２】請求項７の発明によれば、請求項６の発明
による効果に加えて、請求項６の発明の効果を達成する
水量の比率の決定構成につき具体的に提供出来るという
効果がある。

【０１１３】請求項８の発明によれば、請求項１の発明
による効果に加えて、原子炉格納容器外の外周プールへ
の給水は重力を利用出来るから簡単な構成の重力による
落水を供給手段に採用しながらも外周プールへの水源は
原子炉格納容器外に置いて原子炉格納容器を大型にしな
くてすむという効果が得られる。

【０１１４】請求項９の発明によれば、請求項８の発明
による効果に加えて、ポンプ等の動的機器を多用するこ
と無く圧力抑制室内に補給水を供給してその供給の信頼
性を向上出来る効果が得られる。

【０１１５】請求項１０の発明によれば、請求項１の発
明による効果に加えて、原子炉圧力容器内で発生した蒸
気を利用して駆動されるポンプにより気密性の無い給水
源であっても且つ原子炉格納容器外からの外部からの力
を借りること無く確実に水源内の補給水を組み上げて供
給先に供給出来る効果が得られる。

【０１１６】請求項１１の発明によれば、請求項１の発
明による効果に加えて、スプレイノズルからの散水によ
りドライウェル内の蒸気を凝縮してより一層良く圧力抑
制効果を発揮する、またその散水によりドライウェル内
下部の浸水状態を早く且つその浸水状態を得るために必
要な原子炉格納容器内の水源容量を減少させることが出
来て小型で耐震性の良い原子炉格納容器の構成に適する
という効果が得られる。

【０１１７】請求項１２の発明によれば、請求項１１の
発明による効果に加えて、ポンプ等の動的機器を多用す
ること無く信頼性良く補給水を給水先へ補給出来る上、
弁により原子炉格納容器側からの逆流を防止出来るとい
う効果が得られる。

【０１１８】請求項１３の発明によれば、請求項１１の
発明による効果に加えて、スプレイノズル側への給水路
が原子炉格納容器を貫通する部分では他の給水路と共通
とされているから、原子炉格納容器の内外の境界を貫通
する個所が減少して簡略化と格納機能の信頼性の向上と
を達成出来るという効果が得られる。

【０１１９】請求項１４の発明によれば、炉心の崩壊熱
を、原子炉格納容器外側の水冷機能が直接的には届かな
い原子炉格納容器内側では熱交換器により除去し、外側
からは水冷により除去するから、原子炉格納容器内の圧
力抑制効果が高まるという効果が得られる。

【０１２０】請求項１５の発明によれば、請求項１４の
発明による効果に加えて、原子炉圧力容器の減圧を促進
し非常用炉心冷却系の注水を早める効果と、ドライウェ
ル内へ漏出した蒸気の凝縮作用にも熱交換器を利用出来
て原子炉格納容器内の圧力抑制効果が向上するという効
果が得られる。

【０１２１】請求項１６の発明によれば、請求項１４ま
たは請求項１５の発明による効果に加えて、圧力抑制室
と外周プールとの水位を事故後に上昇させる制御により
原子炉格納容器を大型にせずとも水冷伝熱領域を拡大し
て放熱量を拡大する効果が得られる。

【０１２２】請求項１７の発明によれば、請求項１から
請求項１６までのいずれか一つの発明による効果に加え
て、原子炉格納容器内の構造が区画形成に自由度の大き
なコンクリート製であっても原子炉格納容器の外郭が鋼
製であるから、外側への放熱製が良好である上、運転階
をも圧力抑制室に連通させて圧力抑制機能空間に利用す
るから圧力の上昇が緩慢であり且つ、その運転階空間か
ら鋼製の格納容器を介して外へ放熱させることが出来、
全体として放熱性の良い原子炉格納設備が提供出来て圧
力抑制の効果がより一層向上する。

【０１２３】請求項１８の発明によれば、請求項１７の
発明による効果に加えて、原子炉格納容器の下部を水冷
し、上部を水圧が加わらない空冷とし、原子炉格納容器
の全体を積極的に冷却することが出来るから圧力抑制効
果が増大する上、高所を空冷としたから、冷却水で原子
炉格納容器が潰れたり耐震性能が弱くなるということが
防止出来る。

【０１２４】請求項１９の発明によれば、請求項１４か
ら請求項１８までのいずれか一つの発明による効果に加
えて、複数の系統による非常用炉心冷却系により冷却
し、且つその冷却を各系統間で時間経過によりリレーさ
せて長期にわたる炉心冠水を維持できる効果が得られ
る。

【０１２５】請求項２０の発明によれば、補給水プール
水を加圧して原子炉の圧力抑制室内と原子炉の外周プー
ル内との内少なくとも一方に供給することが出来るか
ら、事故後の原子炉格納容器の圧力抑制に有効である
上、補給水プールが補給先に対して高所にあろうが低所
にあろうが給水が可能で給水先の水位を給水先の高さと
の関係で規制を受けない配置に装備出来て重心を低めて
耐震性の良い構成を採用するのに好適な原子炉のプール
内水位の制御手段が提供で来るという効果が得られる。

【０１２６】請求項２１の発明によれば、請求項２０の
発明による効果に加えて、ポンプなどの動的機器を多用
すること無く信頼性を高めて給水機能が達成出来、原子
炉格納容器の圧力抑制作用の信頼性を向上出来るという
効果が得られる。

【０１２７】請求項２２の発明によれば、請求項２０の
発明による効果に加えて、原子炉圧力容器からの蒸気圧
で補給水プール水面を加圧して補給水を供給先に供給出
来、事故により原子炉格納容器外部から圧力の供給を受
けられない状況に陥った際に特に有効である原子炉のプ
ール内水位の制御手段が提供出来る。

【０１２８】請求項２３の発明によれば、補給水プール
水を原子炉の圧力抑制室内と原子炉の外周プール内との
内少なくとも一方に供給することが出来るから、事故後
の原子炉格納容器の圧力抑制に有効である上、原子炉圧
力容器からの蒸気圧で駆動されるポンプにより外部から
のエネルギーに頼ること無く自己の力で補給水を給水先
へ供給出来、ポンプにより確実に供給したい場合に、事
故により外部からポンプ駆動エネルギーの供給を受けら
れない状況に陥った際に特に有効である原子炉のプール
内水位の制御手段が提供出来る。

【０１２９】請求項２４の発明によれば、原子炉圧力容
器内の崩壊熱を熱交換器で除去出来る上に、その熱交換
器への圧力が一部ドライウェルに逃げて原子炉圧力容器
の減圧を促進して非常用炉心冷却系の注水を早めるのに
有効である上、ドライウェル内の圧力が高まるとその高
まった圧力によりドライウェルの漏洩蒸気が熱交換器内
に逆流して凝縮されるから、蒸気凝縮による圧力抑制機
能が無理なく長期にわたり確実に成される効果が得られ
る。

【０１３０】請求項２５の発明によれば、原子炉格納容
器内での冷却材喪失事故後に圧力抑制室内に集められる
熱を外周プールに伝熱移行させるに有効な面積を原子炉
格納容器の大型化を伴うこと無く拡大して原子炉格納容
器の放熱効果を高めることで原子炉の圧力抑制効果を向
上する方法を提供出来る。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の第１実施例による原子炉設備の縦断面
図である。

【図２】第１実施例における圧力抑制プール及び外周プ
ール注水後の状態を示す原子炉設備の縦断面図である。

【図３】第１実施例による圧力抑制室内水位上昇後の圧
力抑制プール水の対流状況を示した圧力抑制室近傍の縦
断面図である。

【図４】本発明の第２実施例による原子炉設備の縦断面
図である。

【図５】本発明の第３実施例による原子炉設備の縦断面
図である。

【図６】本発明の第４実施例による原子炉設備の縦断面
図である。

【図７】本発明の第５実施例による原子炉設備の縦断面
図である。

【図８】本発明の第６実施例による原子炉設備の冷却水
プール近傍の縦断面図である。

【図９】第５実施例における冷却材喪失事故後の崩壊熱
量の時間経過による変化を示したグラフ図である。

【図１０】第５実施例における冷却材喪失事故後の圧力
抑制プール水温度の時間経過による変化を示したグラフ
図である。

【図１１】本発明の第７実施例による原子炉設備の縦断
面図である。

【符号の説明】

１…炉心、２…原子炉圧力容器、３…ドライウェル、４
…圧力抑制室、５…圧力抑制プール、６…ウェットウェ
ル、７…ベント管、８…原子炉格納容器壁、９…外周プ
ール、１０…主蒸気管、１１…コンクリート構造壁、１
２，１３，１４…連通口、２０…蓄圧注水タンク、２１
…重力落下水タンク、２２…冠水系、２６…自動減圧
系、３０…補給水プール、３４…補給水プール気相空
間、３５…蓄圧タンク、４２…スプレイノズル、４３…
分岐配管、５０…タービン駆動ポンプ、６０…蒸気凝縮
式熱交換器、６１…冷却水プール、６５…伝熱管、８１
…空気取入口、８２…空気排気口。

フロントページの続き (51)Int.Cl.⁵ 識別記号 庁内整理番号 ＦＩ 技術表示箇所 7808−2Ｇ Ｇ２１Ｄ 1/00 ＧＤＢ Ｔ (72)発明者 富永 研司 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内

Claims (25)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】原子炉格納容器内の圧力抑制プールから原
   子炉格納容器外の外周プール内への熱伝達面を備えた原
   子炉格納容器において、前記原子炉格納容器外に給水源
   を有する前記両プールに対する給水手段を備えているこ
   とを特徴とした原子炉格納容器の圧力抑制設備。
2. 【請求項２】原子炉格納容器内の圧力抑制室と、前記原
   子炉格納容器の外側に配備された水冷プールと、前記圧
   力抑制室と前記水冷プールとの間に設けられた熱伝達手
   段と、前記原子炉格納容器の外側に装備された水源から
   前記圧力抑制室内と前記水冷プール内とへの給水手段と
   を備えていることを特徴とした原子炉格納容器の圧力抑
   制設備。
3. 【請求項３】請求項１において、給水手段は、給水源の
   水に圧力を付与する加圧手段と、前記給水源から前記圧
   力抑制プールと前記外周プールへの送水路とを備えてい
   ることを特徴とした原子炉格納容器の圧力抑制設備。
4. 【請求項４】請求項３において、給水源は原子炉格納容
   器の外側で気密に構成された補給水プールの内に蓄積さ
   れた補給水であり、加圧手段は原子炉格納容器の外側に
   配備され前記補給水プールの気相空間に弁を介して連通
   接続された蓄圧タンクと前記蓄圧タンク内に蓄圧された
   加圧ガスであり、送水路は吸い込み口が補給水プール内
   の液相領域内に配備され吐出口が圧力抑制プールに臨ま
   せて配備され途中に弁を備えた第１の配管と前記補給水
   プールの液相領域内に吸い込み口が配備され吐出口が外
   周プールに臨ませてある第２の配管であることを特徴と
   した原子炉格納容器の圧力抑制設備。
5. 【請求項５】請求項４において、補給水プールは仕切り
   により少なくとも蓄水領域が複数に区画され、区画され
   た蓄水領域の少なくとも一つの領域に第１配管の吸い込
   み口を他の領域の少なくとも一つに第２配管の吸い込み
   口を配備してあることを特徴とした原子炉格納容器の圧
   力抑制設備。
6. 【請求項６】請求項５において、第１の配管の吸い込み
   口を配備されている補給水プールの区画に蓄積される補
   給水量と第２の配管の吸い込み口が配備される補給水プ
   ールの区画に蓄積される補給水量との比は圧力抑制プー
   ル内の通常時における冷却水量と外周プール内の通常時
   における冷却水量との比に同等であることを特徴とした
   原子炉格納容器の圧力抑制設備。
7. 【請求項７】請求項６において、補給水プールの各区画
   内の水量の比は前記補給水プール内の仕切りの位置を前
   記各区画の隣接方向に調整して設定されていることを特
   徴とした原子炉格納容器の圧力抑制設備。
8. 【請求項８】請求項１において、給水手段は、独立した
   複数の給水源の少なくとも一つの給水源の水に圧力を付
   与する加圧手段と、前記一つの給水源から前記圧力抑制
   プールへの送水路と、前記給水源の他の少なくとも一つ
   の給水源は外周プールよりも高い位置に配備されて前記
   外周プールへの送水路を備えかつ前記外周プールへの送
   水路に弁を備えていることを特徴とした原子炉格納容器
   の圧力抑制設備。
9. 【請求項９】請求項８において、加圧手段からの圧力が
   付与される給水源は気密に構成された補給水プール内に
   蓄積された冷却水であり、前記加圧手段は、原子炉圧力
   容器と弁を介して前記補給水プール内に接続された配管
   であることを特徴とした原子炉格納容器の圧力抑制設
   備。
10. 【請求項１０】請求項１において、給水手段は、原子炉
    圧力容器に弁を介して駆動蒸気を受け入れるように接続
    されたタービンポンプと、前記タービン駆動ポンプの吸
    い込み側と給水源との間に接続された配管と、前記ター
    ビン駆動ポンプの吐出側から圧力抑制プールと外周プー
    ルへの配管とを備えていることを特徴とした原子炉格納
    容器の圧力抑制設備。
11. 【請求項１１】請求項１において、原子炉格納容器のド
    ライウェル内への給水手段と、前記ドライウェル内への
    給水手段に前記ドライウェル内に配備されたスプレイノ
    ズルが接続されていることを特徴とした原子炉格納容器
    の圧力抑制設備。
12. 【請求項１２】請求項１１において、ドライウェル内へ
    の給水手段は、給水源が原子炉格納容器の外側で気密に
    構成された補給水プールの内に蓄積された補給水と、前
    記原子炉格納容器の外側に配備され前記補給水プールの
    気相空間に弁を介して連通接続された蓄圧タンクと、前
    記蓄圧タンク内に蓄圧された加圧ガスと、吸い込み口が
    補給水プール内の液相領域内に配備され吐出口がスプレ
    イノズルに接続された配管と、その配管の途中に設けた
    弁とを備えて成ることを特徴とした原子炉格納容器の圧
    力抑制設備。
13. 【請求項１３】請求項１１において、ドライウェル内へ
    の給水手段は圧力抑制プールへの給水手段の前記ドライ
    ウェル内の途中部分からスプレイノズル側へ分岐した給
    水路を備えていることを特徴とした原子炉格納容器の圧
    力抑制設備。
14. 【請求項１４】ドライウェル内の原子炉圧力容器中に設
    置される炉心位置よりも上方の冷却水プール中に装備さ
    れた熱交換器と、前記熱交換器の伝熱管に前記原子炉圧
    力容器からの蒸気を通す配管と、前記両方の配管途中に
    設けられた弁と、前記熱交換器から前記原子炉圧力容器
    内へ凝縮水を戻す配管と、前記熱交換器から原子炉圧力
    抑制室内にガスを通す配管と、前記ドライウェルと前記
    圧力抑制室と前記冷却水プールとを包含する原子炉格納
    容器と、前記原子炉格納容器の外側に設けられて前記圧
    力抑制室内の圧力抑制プールと伝熱手段を介在して熱的
    に接続して配備された外周プールと、前記冷却水プール
    からの蒸気を前記原子炉格納容器の外側に導くベント管
    とを備えた原子炉格納容器の圧力抑制設備。
15. 【請求項１５】請求項１４において、前記熱交換器の伝
    熱管に前記原子炉圧力容器からの蒸気を通す配管の途中
    に設けられた弁と熱交換器との間の前記配管部分または
    前記熱交換器内の少なくともいずれかとドライウェル内
    とを連通する配管を備えていることを特徴とした原子炉
    格納容器の圧力抑制設備。
16. 【請求項１６】請求項１４または請求項１５において、
    圧力抑制室と外周プールとの水位の制御手段を備えてい
    ることを特徴とした原子炉格納容器の圧力抑制設備。
17. 【請求項１７】請求項１から請求項１６までのいずれか
    一項において、原子炉格納容器は、鋼製であるととも
    に、その原子炉格納容器内の圧力抑制室とドライウェル
    とを区画形成するコンクリート構造物および前記コンク
    リート構造物上方の運転階空間とを前記コンクリート構
    造物の周囲に前記運転階空間に通じる空間を介在して覆
    っており、この運転階に通じる空間には前記圧力抑制室
    内の気相領域と液相領域とが連通口により連通されてい
    ることを特徴とした原子炉格納容器の圧力抑制設備。
18. 【請求項１８】請求項１７において、原子炉格納容器の
    下部外周囲に前記原子炉格納容器の外壁面に接して外周
    プールを備え、前記外周プールより上方における前記原
    子炉格納容器の外壁面に接して通風路を備え、前記通風
    路の下部に通風の入口が上部に出口がそれぞれ設けられ
    ていることを特徴とした原子炉格納容器の圧力抑制設
    備。
19. 【請求項１９】請求項１４から請求項１８までのいずれ
    か一項において、原子炉格納容器に格納された原子炉圧
    力容器内に内蔵された炉心の位置および原子炉格納容器
    内の圧力抑制プールの位置よりも上方の位置にして装備
    された重力落下水タンクを弁を介して前記原子炉圧力容
    器と連通した重力落下注水系と、冷却水を前記炉心から
    前記重力落下水タンクまでの水頭差に相当する圧力を超
    える高圧で封入した蓄圧注水タンクと前記原子炉圧力容
    器とを弁を介して接続した蓄圧注水系と、前記原子炉格
    納容器内の圧力抑制プール内の炉心上端より高い位置に
    配置された取水口と前記原子炉圧力容器内とを弁を介し
    て接続した冠水系との三種類の非常用注水系を前記原子
    炉格納容器内に装備してあることを特徴とした原子炉格
    納容器の圧力抑制設備。
20. 【請求項２０】補給水プールと、前記補給水プール内水
    に対する加圧手段と、前記補給水プール内から原子炉の
    圧力抑制室内と原子炉の外周プール内との内少なくとも
    一方に連通する配管とを備えた原子炉のプール内水位の
    制御手段。
21. 【請求項２１】請求項２０において、補給水プールは気
    密構造であり、加圧手段は前記補給水プールに開閉弁を
    介して連通接続された蓄圧タンクと前記蓄圧タンク内に
    蓄圧された加圧ガスであることを特徴とした原子炉のプ
    ール内水位の制御手段。
22. 【請求項２２】請求項２０において、補給水プールは気
    密構造であり、前記加圧手段は、原子炉圧力容器と弁を
    介して前記補給水プール内に接続される配管であること
    を特徴とした原子炉のプール内水位の制御手段。
23. 【請求項２３】原子炉圧力容器に弁を介して駆動蒸気を
    受け入れるように接続されるタービン駆動ポンプと、前
    記タービン駆動ポンプの吸い込み側と補給水プールとの
    間に接続された配管と、前記タービン駆動ポンプの吐出
    側から原子炉の圧力抑制室と外周プールとの内の少なく
    とも一方への給水配管とを備えている原子炉のプール内
    水位の制御手段。
24. 【請求項２４】冷却水プール中の冷却水に対する熱交換
    用伝熱管を備えた熱交換器と、原子炉圧力容器からの蒸
    気を前記熱交換器へ導入する蒸気配管と、前記熱交換器
    内で凝縮した凝縮水を前記原子炉圧力容器内へ誘導する
    配管と、前記蒸気配管の途中に設けられた弁と前記熱交
    換器との間の前記蒸気配管部分または前記熱交換器内の
    少なくともいずれかと原子炉格納容器のドライウェル内
    とを連通する配管とを備えている原子炉の蒸気凝縮式冷
    却系。
25. 【請求項２５】原子炉格納容器内での冷却材喪失事故時
    に、前記事故時に前記原子炉格納容器内に漏出した蒸気
    を前記原子炉格納容器内の圧力抑制室内の冷却水で凝縮
    するとともに、前記凝縮により前記圧力抑制室内の冷却
    水中に蓄積された熱を前記原子炉格納容器外の外周プー
    ルに伝熱移行させ、前記原子炉格納容器内の熱を外部に
    放熱する方法において、前記事故後に圧力抑制室内と外
    周プール内の冷却材水位を共に上昇させることを特徴と
    した原子炉格納容器の圧力抑制方法。