JPH06138278A - 圧力抑制型原子炉格納容器 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【目的】 圧力抑制型原子炉格納容器内の過酷な事故発
生時において、自然力のみで原子炉格納容器外への効果
的な放熱を行う。 【構成】 圧力抑制室空間部８と下部ドライウェル５と
を連結し、下部ドライウェル５側の開口部に逆止弁２２
を取付けた配管(Ａ)２１を設け、また、重力落下式ＥＣ
ＣＳプ−ル６から原子炉圧力容器２に連通する配管(Ｃ)
１６に、下部ドライウェル５まで延設した分岐管２３を
設け、その先端部に熱溶融栓２４を取付けてある。更
に、配管(Ａ)２１の圧力抑制室空間部８側の開口部を、
リターンライン１１と通常運転時における圧力抑制プー
ル７の水面との間の高さ範囲内に位置させ、配管(Ａ)２
１の下部ドライウェル５側の開口部を、ベント管水中開
口部１０の最上開口部の高さよりも低く位置させてあ
る。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、圧力抑制型原子炉格納
容器に係り、特に万一の過酷事故時において、自然力の
みで、下部ドライウェル内を冷却する圧力抑制型原子炉
格納容器に関する。

【０００２】

【従来の技術】冷却材喪失事故時における原子炉の炉心
の冷却は、従来では原子炉圧力容器に接続してある非常
用炉心冷却系により行われている。まず、これを図に基
づいて説明する。図４は従来例の圧力抑制型原子炉格納
容器の模式縦断面図である。

【０００３】圧力抑制型原子炉格納容器１内の原子炉圧
力容器２に接続する配管(Ｄ)１５が万一破断した場合、
原子炉圧力容器２内の冷却材は、配管(Ｄ)１５の破断部
から上部ドライウェル４へ放出され、上部ドライウェル
４から下部ドライウェル５に流入する。また、上部ドラ
イウェル４へ放出された蒸気はベント管９を介して、圧
力抑制プ−ル７へ放出され、凝縮する。

【０００４】したがって、炉心３で発生した熱は、蒸気
によって圧力抑制プ−ル７へ移行し、最終的には圧力抑
制プ−ル７から圧力抑制型原子炉格納容器１の外部へ放
熱される。

【０００５】また、圧力抑制プ−ル７と上部ドライウェ
ル４とはベント管９を、下部ドライウェル５とベント管
９とはリタ−ンライン１１を、圧力抑制室空間部８と下
部ドライウェル５とは配管(Ｂ)１９を、それぞれ介して
連通している。なお、配管(Ｂ)１９における下部ドライ
ウェル５内の開口部には真空破壊弁２０を取付けてあ
る。

【０００６】上部ドライウェル４と下部ドライウェル５
とは連通しているので、通常は同一圧力になるが、この
両ドライウェル内の圧力が、圧力抑制室空間部８の圧力
と、ベント管水中開口部１０の最上開口部から圧力抑制
プ−ル７の水面までの水頭圧とを加算した圧力よりも高
い場合には、ベント管９、又はリタ−ンライン１１とベ
ント管９とを介して両ドライウェル内の蒸気が圧力抑制
プ−ル７へ移行する。一方、格納容器スプレイの作動等
により、両ドライウェル内の圧力が圧力抑制室空間部８
内の圧力よりも低い場合は、真空破壊弁２０が作動し、
圧力抑制室空間部８内の気体が、両ドライウェル内に移
行し、両ドライウェル内と圧力抑制室空間部８内との各
気体の差圧を、ある一定値以下に保つことが可能な構造
となっており、配管(Ｂ)１９は、リタ−ンライン１１よ
りも高い位置に設けられている。

【０００７】更に、重力落下式ＥＣＣＳプール６と原子
炉圧力容器２とを連通する配管(Ｃ)１６が設けられてあ
り、配管(Ｃ)１６には電動弁１７と逆止弁１８とが付設
されている。そして、緊急事故時には、配管(Ｃ)１６に
より重力落下式ＥＣＣＳプール６内の冷却水を原子炉圧
力容器２内に放出するようになっている。

【０００８】次に、炉心溶融物が落下するような、従来
例における万一の過酷な事故時に備えた対策を図に基づ
いて説明する。図５は従来例における万一の過酷な事故
時に備えた対策の説明図である。

【０００９】図５において、炉心溶融物２５が下部ドラ
イウェル５内に落下した場合、これを検出し、制御装置
２６により、圧力抑制プール７と下部ドライウェル５と
を連通している配管２７の開閉弁２８を開け、圧力抑制
プール７から下部ドライウェル５へ注水する方法が、特
開平１−５０９９３号公報に開示されている。

【００１０】

【発明が解決しようとする課題】従来、冷却材喪失事故
の発生時の対策としては、原子炉圧力容器内から放出さ
れる崩壊熱の除去のみを配慮してあれば十分であった。

【００１１】しかし、最近では、動的機器の多重故障、
及び原子炉圧力容器の破損事故についての対応も必要と
なり、例えば、原子炉圧力容器が破損して炉心溶融物が
下部ドライウェル内に落下した場合に、炉心溶融物によ
り発生する熱を除去するため、下部ドライウェルに十分
に貯水した状態にして、炉心溶融物を冷却するなどの対
策が必要となってきている。

【００１２】従来においても、非常用冷却系（ＥＣＣ
Ｓ）用の冷却水があり、下部ドライウェルへ炉心溶融物
が落下した場合は、この冷却水を用いて冷却することが
考えられている。この場合、冷却水は蒸気になって圧力
抑制プールへ移動し、そこで復水されることになる。

【００１３】しかし、従来では、圧力抑制プールから下
部ドライウェルへ水を戻す配管は存在しなかったため、
下部ドライウェルで発熱物がある場合は、下部ドライウ
ェル内の冷却水が次第に減少し、長時間にわたり冷却効
果を上げることができなかった。

【００１４】本発明の目的は、動的機器の多重故障、及
び原子炉圧力容器の破損を誘発するような、圧力抑制型
原子炉格納容器内の過酷な冷却材喪失事故時において、
下部ドライウェル内の冷却を、自然力のみで長時間にわ
たり可能にすることにある。

【００１５】

【課題を解決するための手段】上記目的は、次のように
して達成することができる。

【００１６】（１）原子炉圧力容器の周辺に設けてある
上部ドライウェルと下部ドライウェル、圧力抑制室空間
部と圧力抑制プールとからなる圧力抑制室、上部ドライ
ウェルと圧力抑制プールとを連通するベント管、ベント
管の圧力抑制プールに面する箇所に設けてあるベント管
水中開口部、下部ドライウェルとベントとを連通するリ
タ−ンライン、原子炉圧力容器の上方周辺部に設けてあ
る重力落下式ＥＣＣＳプ−ル、及び重力落下式ＥＣＣＳ
プ−ルと原子炉圧力容器とを連通する配管を有する圧力
抑制型原子炉格納容器において、圧力抑制室空間部と下
部ドライウェルとを連通する配管を設け、この配管の下
部ドライウェルにおける開口部をベント管水中開口部の
最上開口部よりも低く位置させ、下部ドライウェルにお
ける開口部に逆止弁を取付けてあること。

【００１７】（２）（１）において、圧力抑制室空間部
と下部ドライウェルとを連通する配管の圧力抑制室空間
部における開口部を、原子炉の通常運転時における圧力
抑制プールの水面と、リタ−ンラインとの高さ範囲内に
位置させてあること。

【００１８】（３）（１）又は（２）において、重力落
下式ＥＣＣＳプ−ルと原子炉圧力容器とを連通する配管
に分岐管を設け、分岐管を下部ドライウェルまで延設
し、分岐管の先端部に熱溶融栓を取り付けてあること。

【００１９】

【作用】原子炉の配管破断により冷却材喪失事故が発生
した場合、炉心内の蒸気は、配管の破断部から上部ドラ
イウェル及びベント管を介して圧力抑制プールへ、又は
配管の破断部から上部ドライウェル、下部ドライウェ
ル、リターンライン及びベント管を介して圧力抑制プー
ルへ、それぞれ流入し、圧力抑制プールで復水される。

【００２０】そして、蒸気によって圧力抑制プール内に
移行した熱は、圧力抑制型原子炉格納容器の外周部に設
けられてある外周プールに放熱される。したがって、圧
力抑制プール内には冷却水が増加することになる。

【００２１】このような状況において、本発明では、圧
力抑制プールと下部ドライウェルとを連通する配管を設
けてあるので、増加した圧力抑制プール内の冷却水は、
下部ドライウェルへ注入されて、下部ドライウェル内の
貯水量が多くなり、炉心溶融物が下部ドライウェル内に
落下するような過酷な事故が発生しても、この事故にお
ける損害を最小限に抑えることができる。

【００２２】また、圧力抑制プールと下部ドライウェル
とを連通する配管における圧力抑制プール側の開口部
を、リターンラインと原子炉の通常運転時における圧力
抑制プールの水面との間の高さの位置に設けてあるの
で、圧力抑制プール内の冷却水を下部ドライウェルへ効
果的に注入することができる。

【００２３】更に、重力落下式ＥＣＣＳプ−ルから原子
炉圧力容器に連通する配管に分岐管を設け、分岐管の先
端部を下部ドライウェルまで延設し、先端部に熱溶融栓
を取り付けてあるので、下部ドライウェル内が、ある温
度以上になった場合、熱溶融栓が溶けて、重力落下式Ｅ
ＣＣＳプ−ル内の冷却水が、下部ドライウェルへ注入さ
れ、上記の場合と同様に、下部ドライウェル内の貯水量
が多くなり、過酷な事故発生時の損害を最小限に抑える
ことができる。

【００２４】

【実施例】本発明の一実施例を図に基づいて説明する。
図１は本発明の一実施例の圧力抑制型原子炉格納容器の
模式縦断面図である。

【００２５】本発明の一実施例が、従来例（図４の場
合）と比較して異なる点は、本発明の一実施例では、図
１に示すように、圧力抑制室空間部８と下部ドライウェ
ル５とを連結する配管(Ａ)２１を設け、配管(Ａ)２１の
下部ドライウェル５側の開口部に逆止弁２２を取付けた
ことであり、また、重力落下式ＥＣＣＳプ−ル６と原子
炉圧力容器２とを連通する配管(Ｃ)１６に分岐管２３を
設け、分岐管２３を下部ドライウェル５まで延設し、分
岐管２３の先端部に熱溶融栓２４を取付けたことであ
る。

【００２６】更に、配管(Ａ)２１の圧力抑制室空間部８
側の開口部を、リターンライン１１と通常運転時におけ
る圧力抑制プール７の水面との間の高さ範囲内に位置さ
せ、配管(Ａ)２１の下部ドライウェル５側の開口部を、
ベント管水中開口部１０の最上開口部の高さよりも低く
位置させている。

【００２７】図１は、原子炉圧力容器２の底部が破断
し、炉心溶融物２５が下部ドライウェル５の底部に蓄積
されている状態を示している。

【００２８】原子力発電設備では、多重に安全系が設置
されているが、万一、原子炉圧力容器２に連通している
配管(Ｄ)１５が破断して、動的機器の多重故障、及び原
子炉圧力容器の破損事故を誘発するような、圧力抑制型
原子炉格納容器内の過酷な冷却材喪失事故時における本
実施例の動作を、図に基づいて以下に説明する。

【００２９】図２は本実施例の事故発生直後における要
部の説明図、図３は本実施例の事故発生時からある時間
経過後における要部の説明図である。

【００３０】まず、配管(Ｄ)１５が破断した事故発生直
後の状況を、図２により説明する。配管(Ｄ)１５が破断
し、原子炉圧力容器２内の冷却材が流出して炉心３が露
出した場合、炉心３の温度は上昇する。この場合、炉心
３に冷却水の注入が行われないときは、炉心３は溶融
し、原子炉圧力容器２を破損し、炉心溶融物２５は下部
ドライウェル５へ落下し蓄積される。すなわち、この事
故発生直後では、本発明の配管(Ａ)２１や分岐管２３
は、まだ作動しない。

【００３１】次に、事故発生時からある時間経過後の状
況を、図３、及び前出の図１を用いて説明する。

【００３２】落下した炉心溶融物２５は、原子炉圧力容
器２の破断口から放出される原子炉圧力容器２内の漏水
と、ある設定温度以上になった場合に、図１に示すよう
な、本発明の分岐管２３に取付けてある熱溶融栓２４が
溶けることにより、重力落下式ＥＣＣＳプール６内の冷
却水とが、共に下部ドライウェル５内に流出し、炉心溶
融物２５を冷却することになる。

【００３３】この場合、冷却水が蒸気に変わり、蒸気が
発生するが、この蒸気により、下部ドライウェル５と上
部ドライウェルとの両ドライウェル内の圧力（Ｐｄ）が
上昇し、両ドライウェル内の圧力（Ｐｄ）と圧力抑制室
空間部８内の圧力（Ｐs）との差圧（Ｐｄ−Ｐｓ）が、
圧力抑制プール７の水面からベント管水中開口部１０の
最上開口部までの水頭圧（Ｐｖ）より大きくなった場合
は、両ドライウェル内の蒸気はベント管水中開口部１０
から圧力抑制プール７へ流出し、圧力抑制プール７内で
復水される。

【００３４】このように、下部ドライウェル５で発生し
た蒸気が復水されることにより、圧力抑制プール７の水
面は次第に上昇する。

【００３５】すなわち、図３は、圧力抑制プール７の水
面が上昇したとき状態を示してあり、この場合におい
て、次式が成立する。

【００３６】

【数１】 Ｐｄ＝Ｐｓ＋Ｐｖ………………………………………………（１） ここに、 Ｐｄ：両ドライウェル内の圧力 Ｐｓ：圧力抑制室空間部８内の圧力 Ｐｖ：圧力抑制プール７の水面からベント管水中開口部
１０の最上開口部までの水頭圧 次に、逆止弁２２の下部ドライウェル５側の配管(Ａ)２
１部（図３のＡの位置）の圧力をＰａ、その反対側の配
管(Ａ)２１部（図３のＢの位置）の圧力をＰｂとした場
合は、次の関係が成立する。すなわち、

【００３７】

【数２】 Ｐａ＝Ｐｄ………………………………………………………（２） Ｐｂ＝Ｐｓ＋Ｐｖ＋Ｐｈ………………………………………（３） ここに、 Ｐｕ：ベント管水中開口部１０の最上開口部から配管
(Ａ)２１の下部ドライウェル５側開口部までの高さ範囲
における水頭圧 また、（１）〜（３）式を用いて、次式が得られる。

【００３８】

【数３】 Ｐｂ−Ｐａ＝Ｐｈ………………………………………………（４） 次に、配管(Ａ)２１を通って、圧力抑制プール７から下
部ドライウェル５内に冷却水が流れ出る条件は、

【００３９】

【数４】 Ｐｂ＞Ｐａ………………………………………………………（５） したがって、

【００４０】

【数５】 Ｐｈ＞０…………………………………………………………（６） の条件を満足するときに、配管(Ａ)２１を通って、圧力
抑制プール７から下部ドライウェル５内に冷却水が流れ
出ることになる。

【００４１】本実施例では、配管(Ａ)２１の下部ドライ
ウェル５側開口部を、ベント管水中開口部１０の最上開
口部より低い高さの位置に設けてあるので、Ｐｈ＞０と
いう条件は満足していることになる。

【００４２】そして、配管(Ａ)２１の圧力抑制室空間部
８側の開口部がどこに位置していても、配管(Ａ)２１よ
り上に水面があれば、配管(Ａ)２１を通って、下部ドラ
イウェル５から下部ドライウェル５側に冷却水が流出す
ることになる。

【００４３】すなわち、本実施例により、動的機器がす
べて作動不可能な過酷な事態においても、下部ドライウ
ェル５内に圧力抑制プール７内の冷却水を注入でき、ま
た冷却水の注入を長時間にわたり継続できることがわか
った。

【００４４】一方、蒸気の復水時に温められた圧力抑制
プール７の水は対流を起こし、対流が効果的なように設
けてあるハイブリッド・バッフル板１２の横孔１３を通
り、圧力抑制型原子炉圧力容器１の内側壁に接しながら
下方へ流れる。この場合、流下する水の熱は、外周プー
ル１４内の貯留水へと伝わり、圧力抑制型原子炉格納容
器１の外部へ放出される。これにより、下部ドライウェ
ル５内に注入する圧力抑制プール７内の冷却水の温度が
低下するので、下部ドライウェル５内に落下した炉心溶
融物２５の冷却効果を上げることができる。

【００４５】すなわち、本実施例では、圧力抑制型原子
炉格納容器１の大きさを従来のものから変えることな
く、炉心溶融物２５が下部ドライウェル５内に落下する
ような過酷な原子炉の事故発生時において、炉心溶融物
２５の冷却効果を増大させ、また冷却を長時間にわたり
持続させることができる。

【００４６】

【発明の効果】本発明によれば、動的機器の多重故障、
及び原子炉圧力容器の破損を誘発するような、圧力抑制
型原子炉格納容器内の過酷な冷却材喪失事故時におい
て、下部ドライウェル内の冷却を、自然力のみで長時間
にわたり可能にすることができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の一実施例の原子炉格納容器の模式縦断
面図である。

【図２】図１における事故発生直後の要部の模式縦断面
図である。

【図３】図１における事故発生からある時間経過後の要
部の模式縦断面図である。

【図４】従来例の圧力抑制型原子炉格納容器の模式縦断
面図である。

【図５】従来例における過酷な事故発生時対策に関する
説明図である。

【符号の説明】

１…圧力抑制型原子炉格納容器、２…原子炉圧力容器、
３…炉心、４……上部ドライウェル、５…下部ドライウ
ェル、６…重力落下式ＥＣＣＳプ−ル、７…圧力抑制プ
ール、８…圧力抑制室空間部、９…ベント管、１０…ベ
ント管水中開口部、１１…リタ−ンライン、１２…ハイ
ブリッドバックル板、１３…横孔、１４…外周プ−ル、
１５…配管(Ｄ)、１６…配管(Ｃ)、１７…電動弁、１８
…逆止弁(Ｂ)、１９…配管(Ｂ)、２０…真空破壊弁、２
１…配管(Ａ)、２２…逆止弁(Ａ)、２３…分岐管、２４
…熱溶融栓、２５…炉心溶融物、２６…制御装置、２７
…配管、２８開閉弁。

Claims (3)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 原子炉圧力容器の周辺に設けてある上部
   ドライウェルと下部ドライウェル、圧力抑制室空間部と
   圧力抑制プールとからなる圧力抑制室、前記上部ドライ
   ウェルと前記圧力抑制プールとを連通するベント管、前
   記ベント管の前記圧力抑制プールに面する箇所に設けて
   あるベント管水中開口部、前記下部ドライウェルと前記
   ベントとを連通するリタ−ンライン、前記原子炉圧力容
   器の上方周辺部に設けてある重力落下式ＥＣＣＳプ−
   ル、及び前記重力落下式ＥＣＣＳプ−ルと前記原子炉圧
   力容器とを連通する配管を有する圧力抑制型原子炉格納
   容器において、前記圧力抑制室空間部と前記下部ドライ
   ウェルとを連通する配管を設け、該配管の前記下部ドラ
   イウェルにおける開口部を前記ベント管水中開口部の最
   上開口部よりも低く位置させ、前記下部ドライウェルに
   おける開口部に逆止弁を取付けてあることを特徴とする
   圧力抑制型原子炉格納容器。
2. 【請求項２】 前記圧力抑制室空間部と前記下部ドライ
   ウェルとを連通する配管の圧力抑制室空間部における開
   口部を、原子炉の通常運転時における前記圧力抑制プー
   ルの水面と、前記リタ−ンラインとの高さ範囲内に位置
   させてある請求項１記載の圧力抑制型原子炉格納容器。
3. 【請求項３】 前記重力落下式ＥＣＣＳプ−ルと原子炉
   圧力容器とを連通する配管に分岐管を設け、前記分岐管
   を前記下部ドライウェルまで延設し、前記分岐管の先端
   部に熱溶融栓を取り付けてある請求項１又は２記載の圧
   力抑制型原子炉格納容器。