JPH09159782A - 原子炉格納容器 - Google Patents

原子炉格納容器

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JPH09159782A
JPH09159782A JP7339884A JP33988495A JPH09159782A JP H09159782 A JPH09159782 A JP H09159782A JP 7339884 A JP7339884 A JP 7339884A JP 33988495 A JP33988495 A JP 33988495A JP H09159782 A JPH09159782 A JP H09159782A
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JP
Japan
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pressure
reactor
suppression chamber
main steam
pool water
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Application number
JP7339884A
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English (en)
Inventor
Shigeru Yukinori
茂 行則
Yoshihiro Kojima
良洋 小島
Koichiro Oshima
浩一郎 大嶋
Yuka Tozaki
由佳 戸崎
Kenji Hosomi
憲治 細見
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

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  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【課題】 原子炉格納容器に対するコストを最小限に抑
えると共に、冷却材の漏洩事故時に内部圧力や温度をさ
らに低減することができる原子炉格納容器を提供するこ
とにある。 【解決手段】 原子炉圧力容器２、主蒸気配管４、給水
配管３の外装構造を二重構造にし、二重構造の外装の内
側外壁と外側内壁との間に形成された間隙部と圧力抑制
室６のプール水８とを移行経路１１で連通するようにし
たものである。これにより、漏洩した冷却材や主蒸気は
二重構造の外装の内側外壁と外側内壁との間に形成され
た間隙部に流出し、移行経路１１に導かれて圧力抑制室
６のプール水８に流入する。従って、ドライウェル５を
介さないのでドライウェル５の圧力上昇は緩和される。

Description

【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、原子力発電プラン
トの原子炉圧力容器や各種配管を格納する原子炉格納容
器に関する。
【０００２】
【従来の技術】原子力発電プラントとしては沸騰水型原
子力発電設備がある。この沸騰水型原子力発電設備の原
子炉格納容器を図８に示す。図８に示すように原子炉格
納容器１は、原子炉圧力容器２やその原子炉圧力容器２
に冷却材を供給する給水配管３、さらには原子炉圧力容
器２からの主蒸気を取り出す主蒸気管４等を収納するド
ライウェル５と、このドライウェル５の下部に設けられ
ドライウェル５の圧力上昇を抑制するための圧力抑制室
６とから構成されている。なお、原子炉圧力容器２には
炉心が収納されており、その原子炉圧力容器２には炉心
に冷却材を供給するための非常用炉心冷却系配管１０が
接続されている。
【０００３】圧力抑制室６は、原子炉圧力容器２、給水
配管３、主蒸気配管４等の破損による冷却材喪失事故が
発生した場合に、原子炉格納容器１内の圧力を抑制する
ものである。例えば、一次冷却材の原子炉格納容器１の
内部への流出事故時において、流出した一次冷却材は原
子炉格納容器１におけるドライウェル５に流出する。こ
の場合に、原子炉格納容器１の構造の一部であるベント
管７を通じて、一次冷却材のフラッシングによる発生蒸
気を圧力抑制器６のプール水８を通じて 圧力抑制室６
の空間部（ウェットウェル）９に送りこむことにより、
原子炉格納容器１内部の圧力上昇を抑制する。
【０００４】以上のように、原子炉格納容器１に関連す
る圧力や温度の抑制効果については、沸騰水型原子力発
電設備の特徴の一つであり、一次冷却材の蒸気凝縮効果
という自然現象を利用して、原子炉格納容器１の体積を
最小限に抑制すると共に内部の圧力や温度を設計値に抑
えるように設計されたものである。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】ところが、沸騰水型原
子力発電設備の原子炉格納容器１においては、原子炉格
納容器１の内部は窒素封入されているので、冷却材喪失
時においてはドライウェル５の圧力上昇に伴い、ドライ
ウェル５に存在する非凝縮性ガスである窒素がベント配
管７を通じて圧力抑制室６の空間部９に流入し、空間部
９の圧力上昇に至ることがある。
【０００６】一方、この際には、ドライウェル５の圧力
は空間部（ウェットウェル）９の圧力とベント配管７の
圧力損失を介して釣り合うため、以下の式によるドライ
ウェル圧力を表すことが可能となる。
【０００７】（ドライウェル圧力）＝（ウェットウェル
圧力）＋（ベント配管圧力損失） また、冷却材喪失後の原子炉格納容器１内の圧力抑制室
６におけるプール水８の冷却に関しては、原子炉（炉
心）から発生する崩壊熱によりプール水８の温度は上昇
する。従って、プール水８の温度が設計温度を越えない
ようにするためには、沸騰水型原子炉設備に配備される
残留熱除去系により事象発生後比較的長期に渡って、圧
力抑制室６のプール水８を冷却する必要がある。
【０００８】本発明の目的は、原子炉格納容器に対する
コストを最小限に抑えると共に、冷却材の漏洩事故時に
内部圧力や温度をさらに低減することができる原子炉格
納容器を提供することにある。
【０００９】
【課題を解決するための手段】請求項１の発明は、原子
炉圧力容器、主蒸気配管、給水配管の外装構造を二重構
造にし、二重構造の外装の内側外壁と外側内壁との間に
形成された間隙部と圧力抑制室のプール水とを移行経路
で連通するようにしたものである。
【００１０】請求項１の発明では、原子炉圧力容器、主
蒸気配管、給水配管で破損が起こったとき、漏洩した冷
却材や主蒸気は二重構造の外装の内側外壁と外側内壁と
の間に形成された間隙部に流出し、移行経路に導かれて
圧力抑制室のプール水に流入する。従って、ドライウェ
ルを介さないのでドライウェルの圧力上昇は緩和され
る。
【００１１】請求項２の発明は、ドライウェル内部を複
数の空間部に分割して複数のサブコンパートメントを形
成し、各々のサブコンパートメントと圧力抑制室のプー
ル水との間を移行経路で連通するようにしたものであ
る。
【００１２】請求項２の発明では、原子炉圧力容器、主
蒸気配管、給水配管で破損が起こったとき、漏洩した冷
却材や主蒸気は各々のサブコンパートメントに流出し、
各々の移行経路に導かれて圧力抑制室のプール水に流入
する。従って、ドライウェルの圧力上昇は緩和される。
【００１３】請求項３の発明は、圧力抑制室のプール水
として冷却材や主蒸気の流出事故直後に必要となる最小
のプール水を予め貯めておき、流出事故が発生したとき
は外部水源からポンプにて圧力抑制室にプール水を補給
するようにしたものである。
【００１４】請求項３の発明では、原子炉圧力容器、主
蒸気配管、給水配管で破損が起こったとき、漏洩した冷
却材や主蒸気はドライウェルに流出し、ベント配管を介
して圧力抑制室のプール水に流入するが、プール水は必
要最小限の量であるので圧力抑制室空間部の圧力上昇は
緩和される。そして、流出事故発生後に外部水源よりプ
ール水が補給されるのでプール水の温度上昇も抑制され
る。
【００１５】請求項４の発明は、圧力抑制室のプール水
として冷却材や主蒸気の流出事故直後に必要となる最小
のプール水を予め貯めておき、流出事故が発生したとき
は原子炉二次格納容器内部に存在する機器プールから重
力落下により圧力抑制室にプール水を補給するようにし
たものである。
【００１６】請求項４の発明では、原子炉圧力容器、主
蒸気配管、給水配管で破損が起こったとき、漏洩した冷
却材や主蒸気はドライウェルに流出し、ベント配管を介
して圧力抑制室のプール水に流入するが、プール水は必
要最小限の量であるのでドライウェルの圧力上昇は緩和
される。そして、流出事故発生後に機器プールから重力
落下によりプール水が補給されるのでプール水の温度上
昇も抑制される。
【００１７】請求項５の発明は、圧力抑制室のプール水
上部における空間部の圧力を検出する圧力計測装置と、
圧力抑制室空間部の放射線レベルを検出する放射線レベ
ル計測装置と、圧力抑制室空間部の圧力が所定値を越え
かつ圧力抑制室空間部の放射線レベルが所定値以下のと
きは 圧力抑制室空間部に備えられたラプチャディスク
に開放指令を出す制御装置とを備えたものである。
【００１８】請求項５の発明では、圧力抑制室の空間部
の圧力が上昇した場合に、圧力抑制室の空間部の圧力及
び放射線レベルに基づいて、圧力抑制室の空間部に備え
られたラプチャディスクが解放可能か否かを判断し、開
放可能であるときは圧力解放用のラプチャディスクを開
放する。
【００１９】請求項６の発明は、ドライウェル内部を複
数の空間部に分割して複数のサブコンパートメントを形
成し、各々のサブコンパートメントと圧力抑制室のプー
ル水との間を移行経路で連通すると共に、圧力抑制室の
プール水として冷却材や主蒸気の流出事故直後に必要と
なる最小のプール水を予め貯めておき、流出事故が発生
したときは原子炉二次格納容器内部に存在する機器プー
ルから重力落下により圧力抑制室にプール水を補給する
ようにしたものである。
【００２０】請求項６の発明では、原子炉圧力容器、主
蒸気配管、給水配管で破損が起こったとき、漏洩した冷
却材や主蒸気は各々のサブコンパートメントに流出し、
各々の移行経路に導かれて圧力抑制室のプール水に流入
する。プール水は必要最小限の量であるのでドライウェ
ルの圧力上昇は緩和される。そして、流出事故発生後に
機器プールから重力落下によりプール水が補給されるの
でプール水の温度上昇も抑制される。
【００２１】請求項７の発明は、圧力抑制室のプール水
温度を検出する温度計測装置と、圧力抑制室のプール水
温度を冷却するための冷却系と、圧力抑制室のプール水
温度が所定値を越えたときは冷却系を起動する制御装置
とを備えている。
【００２２】請求項７の発明では、原子炉格納容器内部
の圧力抑制室のプール水温度が異常上昇したときは、冷
却系を起動しプール水冷却運転を実施する。
【００２３】
【発明の実施の形態】以下、本発明の実施の形態を説明
する。図１は本発明の第１の実施の形態を示す構成図で
ある。この第１の実施の形態は、原子炉圧力容器２、主
蒸気配管４、給水配管３の外装構造を二重構造にし、二
重構造の外装の内側外壁と外側内壁との間に形成された
間隙部と圧力抑制室６のプール水８とを移行経路１１で
連通するようにしたものである。
【００２４】図１において、炉心を内蔵する原子炉圧力
容器２を収納する原子炉格納容器１は、ドライウェル５
及び圧力抑制室６にて構成され、さらに圧力抑制室６は
圧力抑制室プール水８及び圧力抑制室空間部９により構
成されている。また、ドライウェル５と圧力抑制室６と
はベント配管７にて接続される構造となっている。な
お、 原子炉圧力容器１には給水配管３、主蒸気配管
４、各種非常用炉心冷却系配管１０等の配管が接続され
ている。
【００２５】ここで、原子炉圧力容器２、給水配管３、
主蒸気配管４等の破損により原子炉冷却材喪失が発生し
て、一次冷却材が原子炉格納容器１内部に流出する事象
が発生した場合には、ドライウェル５の内部の非凝縮性
ガスである窒素が圧力抑制室６に移行する。
【００２６】この第１の実施の形態においては、原子炉
圧力容器２、給水配管３、主蒸気配管４、各種非常用炉
心冷却系配管１０の外装は二重化されている。したがっ
て、これらの機器や配管から流出する一次冷却材は、二
重構造の外装の内側外壁と外側内壁との間に形成された
間隙部に流出し、ドライウェル５を介さずに直接的に移
行経路１１を通って圧力抑制室６のプール水８に導かれ
る。
【００２７】これにより、ベント配管７を通じて圧力抑
制室６に移行する非凝縮性ガス量はドライウェル５に存
在する量のごく一部となるので、沸騰水型原子力発電設
備における圧力抑制室空間部９の圧力上昇を抑制するこ
とが可能となる。
【００２８】図２は、本発明の第２の実施の形態を示す
構成図である。この第２の実施の形態は、ドライウェル
５の内部を複数の空間部に分割して複数のサブコンパー
トメント１２を形成し、各々のサブコンパートメント１
２と圧力抑制室６のプール水８との間を移行経路１１で
連通するようにしたものである。
【００２９】これにより、原子炉圧力容器２、主蒸気配
管４、給水配管３で破損が起こったとき、漏洩した冷却
材や主蒸気は各々のサブコンパートメント１２に流出
し、各々の移行経路１１に導かれて圧力抑制室６のプー
ル水８に流入する。従って、ドライウェルの圧力上昇は
緩和される。
【００３０】図２において、炉心を内蔵する原子炉圧力
容器２を収納する原子炉格納容器１は、ドライウェル５
及び圧力抑制室６にて構成され、さらに圧力抑制室６は
圧力抑制室プール水８及び圧力抑制室空間部９により構
成されている。
【００３１】この第２の実施の形態では、ドライウェル
５の内部を幾つかの空間部に分割したサブコンパートメ
ント１２の集合体に分割するとともに、さらに各々のサ
ブコンパートメント１２から原子炉格納容器２内の圧力
抑制室プール５に移行する移行経路１１を具備してい
る。
【００３２】ここで、原子炉冷却材喪失のように一次冷
却材が原子炉格納容器１の内部に流出する事象が発生し
た場合には、その事象が発生したサブコンパートメント
１２内において、内部の非凝縮性ガス（窒素）が圧力抑
制室６に移行する。
【００３３】すなわち、この第２の実施の形態では、ド
ライウェル５の内部を幾つかのサブコンパートメント１
２に分割し、同時に各々のコンパートメント１２から各
々専用の圧力抑制室プール水８への移行経路１１を具備
しているので、冷却材が流出したサブコンパートメント
１２について、ベント配管７を通じて圧力抑制室６に冷
却材及び非凝縮性ガスが移行する。従って、圧力抑制室
空間部９に移行する非凝縮性ガス量はドライウェル５に
存在する全量の一部となるために、沸騰水型原子力発電
設備における圧力抑制室空間部９の圧力上昇を抑制する
ことが可能となる。
【００３４】これにより、原子炉冷却材喪失時におい
て、圧力抑制室空間部９に流入する非凝縮性ガスの量を
低減することができるので、圧力抑制室空間部９の圧力
上昇を抑制することが可能となる。
【００３５】図３は、本発明の第３の実施の形態を示す
構成図である。この第３の実施の形態は、圧力抑制室６
のプール水８として冷却材や主蒸気の流出事故直後に必
要となる最小のプール水を予め貯めておき、流出事故が
発生したときは外部水源１３からポンプ１４にて圧力抑
制室にプール水を補給するようにしたものである。
【００３６】これにより、原子炉圧力容器２、主蒸気配
管４、給水配管３で破損が起こったとき、漏洩した冷却
材や主蒸気はドライウェル５に流出し、ベント配管７を
介して圧力抑制室６のプール水８に流入するが、プール
水８は必要最小限の量であるので圧力抑制室空間部９の
圧力上昇は緩和される。そして、流出事故発生後に外部
水源１３よりプール水が補給されるのでプール水の温度
上昇も抑制される。
【００３７】図３において、炉心を内蔵する原子炉圧力
容器２を収納する原子炉格納容器１は、ドライウェル５
及び圧力抑制室６にて構成され、さらに圧力抑制室６は
圧力抑制室プール水８及び圧力抑制室空間部９により構
成されている。
【００３８】この第３の実施の形態では、通常運転中の
圧力抑制室プール水８の量としては、事故直後に必要と
なる最小のプール水を貯えるよう設計し、予め圧力抑制
室空間部９の体積を十分大きくとる。これにより、原子
炉冷却材喪失時直後（短期）の圧力抑制室空間部９の圧
力上昇を抑制することが可能となる。
【００３９】さらに、原子炉冷却材喪失時の事故信号は
事故検出器１５により検出され、この事故信号によりポ
ンプ１４が起動され、原子炉格納容器１内部の圧力抑制
室６へ外部水源１３から供給配管１６を通じて、さらに
原子炉二次格納容器隔離弁１７及び原子炉格納容器隔離
弁１８を介してプール水を供給する。このようにして、
圧力抑制室プール水を移送することにより原子炉冷却材
喪失後の長期に渡るプール水の温度上昇を圧力抑制室プ
ール水８の温度に関する設計条件の範囲に納めることを
可能とする。
【００４０】この第３の実施の形態によれば、予め圧力
抑制室プール水として事故直後に必要となる最小のプー
ル水を貯えるとともに、原子炉冷却材喪失時の事故信号
により圧力抑制室６へのプール水を外部水源１３から供
給する系統を具備するので、原子炉冷却材喪失後の短期
及び長期の圧力及び温度低減効果をいずれも期待するこ
とが可能となる。
【００４１】図４は本発明の第４の実施の形態を示す構
成図である。この第４の実施の形態は、圧力抑制室６の
プール水８として冷却材や主蒸気の流出事故直後に必要
となる最小のプール水を予め貯めておき、流出事故が発
生したときは原子炉二次格納容器内部に存在する機器プ
ール１９から重力落下により圧力抑制室６にプール水８
を補給するようにしたものである。
【００４２】これにより、原子炉圧力容器２、主蒸気配
管４、給水配管３で破損が起こったとき、漏洩した冷却
材や主蒸気はドライウェル５に流出し、ベント配管７を
介して圧力抑制室６のプール水８に流入するが、プール
水８は必要最小限の量であるので圧力抑制室空間部９の
圧力上昇は緩和される。そして、流出事故発生後に機器
プール１９から重力落下によりプール水８が補給される
のでプール水の温度上昇も抑制される。
【００４３】図４において、炉心を内蔵する原子炉圧力
容器２を収納する原子炉格納容器１は、ドライウェル５
及び圧力抑制室６にて構成され、さらに圧力抑制室４は
圧力抑制室プール水８及び圧力抑制室空間部９により構
成されている。
【００４４】この第４の実施の形態では、通常運転中の
圧力抑制室６のプール水量としては、事故直後に必要と
なる最小のプール水８を貯えるようにし、予め圧力抑制
室空間部９の体積を十分大きくとる。これにより、原子
炉圧力容器２、主蒸気配管４、給水配管３で破損が起こ
ったとき、原子炉冷却材喪失直後の圧力抑制室空間部９
の圧力上昇を抑制することが可能となる。
【００４５】さらに、原子炉冷却材喪失時の事故を事故
検出器１５で検出し、圧力抑制室プール水８へ原子炉二
次格納容器内部に存在する機器プール１９から供給配管
１６を通じて、さらに原子炉二次格納容器隔離弁１７及
び原子炉格納容器隔離弁１８を介してプール水を重力落
下方式により供給する。これにより、原子炉冷却材喪失
後の長期に渡るプール水の温度上昇を圧力抑制室プール
水８の温度に関する設計条件の範囲に収めることを可能
とする。
【００４６】この第４の実施の形態によれば、予め圧力
抑制室プール水として事故直後に必要となる最小のプー
ル水を貯えるとともに、原子炉冷却材喪失時の事故信号
により圧力抑制室プール水を二次格納容器の機器プール
１９から重力落下により移送することにより、原子炉冷
却材喪失後の短期及び長期の圧力及び温度低減効果をい
ずれも期待することが可能となる。
【００４７】図５は、本発明の第５の実施の形態を示す
構成図である。この第５の実施の形態は、圧力抑制室６
のプール水上部における空間部９の圧力を検出する圧力
計測装置２０と、圧力抑制室空間部９の放射線レベルを
検出する放射線レベル計測装置２１と、圧力抑制室空間
部９の圧力が所定値を越えかつ圧力抑制室空間部９の放
射線レベルが所定値以下のときは、圧力抑制室空間部９
に備えられたラプチャディスク２２に開放指令を出す制
御装置２３とを備えたものである。
【００４８】これにより、圧力抑制室６の空間部９の圧
力が上昇した場合に、制御装置２３は、圧力抑制室６の
空間部９の圧力及び放射線レベルに基づいて、圧力抑制
室６の空間部９に備えられたラプチャディスク２２が解
放可能か否かを判断し、開放可能であるときは圧力解放
用のラプチャディスク２２を開放する。
【００４９】図５において、炉心を内蔵する原子炉圧力
容器２を収納する原子炉格納容器１は、ドライウェル５
及び圧力抑制室６にて構成され、さらに圧力抑制室６は
圧力抑制室プール水８及び圧力抑制室空間部９により構
成されている。
【００５０】この第５の実施の形態では、圧力抑制室空
間部９の圧力を常時監視する圧力計測装置２０と圧力抑
制室空間部９の雰囲気放射線レベルを常時監視する放射
線レベル監視装置２１を同時に備える設計としている。
【００５１】これにより、何らかの原因により圧力抑制
室空間部９の圧力が上昇した場合に、圧力計測装置２０
からの圧力信号及び放射線計測装置２１からの放射線信
号に基づいて、ラプチャディスク１２を開放しても良い
か否かの判定を行い、開放しても良い場合は、圧力抑制
室空間部９からの配管２４を通じて接続されたラプチャ
ディスク２２により、圧力抑制室空間部９の雰囲気の一
部を大気中に放出することが可能となる。従って、圧力
抑制室空間部９の圧力上昇を抑制することが可能とな
る。
【００５２】以上述べたように、この第５の実施の形態
によれば、圧力抑制室空間部９の圧力が上昇した場合
に、圧力抑制室空間部９に備えられたラプチャディスク
２２を解放した場合に周辺公衆に対する放射線による影
響がないことを制御装置２３で確認し、圧力解放用のラ
プチャディスクを開放する。これにより、圧力抑制室６
の圧力上昇を抑制することが可能となる。
【００５３】図６は、本発明の第６の実施の形態を示す
構成図である。この第６の実施の形態は、ドライウェル
５の内部を複数の空間部に分割して複数のサブコンパー
トメント１２を形成し、各々のサブコンパートメント１
２と圧力抑制室６のプール水８との間を移行経路１１で
連通すると共に、圧力抑制室６のプール水８として冷却
材や主蒸気の流出事故直後に必要となる最小のプール水
を予め貯めておき、流出事故が発生したときは原子炉二
次格納容器内部に存在する機器プール１９から重力落下
により圧力抑制室６にプール水８を補給するようにした
ものである。
【００５４】これにより、原子炉圧力容器２、主蒸気配
管４、給水配管３で破損が起こったとき、漏洩した冷却
材や主蒸気は各々のサブコンパートメント１２に流出
し、各々の移行経路１１に導かれて圧力抑制室６のプー
ル水８に流入する。プール水８は必要最小限の量である
のでドライウェル５の圧力上昇は緩和される。そして、
流出事故発生後に機器プール１９から重力落下によりプ
ール水が補給されるのでプール水８の温度上昇も抑制さ
れる。
【００５５】図６において、炉心を内蔵する原子炉圧力
容器２を収納する原子炉格納容器１は、ドライウェル５
及び圧力抑制室６にて構成され、さらに圧力抑制室６は
圧力抑制室プール水８及び圧力抑制室空間部９により構
成されている。
【００５６】この第６の実施の形態では、図６に示され
るように、ドライウェル５の内部を幾つかの空間部に分
割したサブコンパートメント１２の集合体に分割すると
ともに、さらに、サブコンパートメント１２から原子炉
格納容器１内の圧力抑制室プール水８へ移行する移行経
路１１を具備する設計とする。
【００５７】ここで、原子炉冷却材喪失のように一次冷
却材が原子炉格納容器１内部への流出する事象が発生し
た場合には、事象が発生したサブコンパートメント１２
内の非凝縮性ガス（窒素）が圧力抑制室６に移行する。
すなわち、ドライウェル５の内部を幾つかのサブコンパ
ートメント１２に分割し、同時に各々のコンパートメン
ト１２から各々専用の原子炉格納容器１内の圧力抑制室
６のプール水８への移行経路１１を具備しているので、
一次冷却材が流出する事象が発生したサブコンパートメ
ント１２のベント配管７を通じて圧力抑制室６に非凝縮
性ガスが移行する。この場合、非凝縮性ガス量はドライ
ウェル５全体に存在する量の一部となる。従って、沸騰
水型原子力発電設備における圧力抑制室空間部９の圧力
上昇を抑制することが可能となる。
【００５８】さらに、この第６の実施の形態では、通常
運転中の圧力抑制室６のプール水量として事故直後に必
要となる最小のプール水を貯えるようにしているため、
予め圧力抑制室空間部９の体積を十分大きくとることが
可能となる。これにより、原子炉冷却材喪失時直後の圧
力抑制室圧力上昇を抑制することが可能となる。
【００５９】また、原子炉冷却材喪失時の事故は事故検
出器１５で検出され、この事故が検出されたときは、原
子炉格納容器１内部の圧力抑制室６のプール水８へ原子
炉二次格納容器内部に存在する機器プール１９から供給
配管１６を通じて、さらに原子炉二次格納容器隔離弁１
７及び原子炉格納容器隔離弁１８を介してプール水を重
力落下方式により供給する。従って、原子炉冷却材喪失
後の長期に渡るプール水の温度上昇を圧力抑制室６のプ
ール水８の温度に関する設計条件の範囲に納めることを
可能とする。これにより、原子炉冷却材喪失時に、一次
系主要機器の破損等による原子炉冷却材喪失時におい
て、圧力抑制室空間部９に流入する非凝縮性ガスの量を
低減することが可能となり、圧力抑制室空間部９の圧力
上昇を抑制することが可能となる。
【００６０】以上述べたように、第６の実施の形態によ
れば、原子炉格納容器１の内部を複数のサブコンパート
メント１２に分割して、各々のサブコンパートメント１
２が独自の圧力抑制室６のプール水８への移行経路１１
を有するとともに、二次格納容器のプール水を重力落下
方式により圧力抑制プールへ移送するので、圧力抑制室
６のプール水の温度上昇を抑制することができる。つま
り、圧力抑制室６の圧力上昇を抑制することが可能とな
ると共に、圧力抑制室プール水８の温度上昇をプール水
の移送により水量増加により抑制することが可能とな
る。
【００６１】図７は、本発明の第７の実施の形態を示す
構成図である。この第７の実施の形態は、圧力抑制室６
のプール水温度を検出する温度計測装置２５と、圧力抑
制室６のプール水温度を冷却するための冷却系２６と、
圧力抑制室６のプール水温度が所定値を越えたときは冷
却系を起動する制御装置２３とを備えている。これによ
り、圧力抑制室６のプール水温度が異常上昇したとき
は、冷却系２６を起動しプール水冷却運転を実施する。
【００６２】図７において、炉心を内蔵する原子炉圧力
容器２を収納する原子炉格納容器１は、ドライウェル５
及び圧力抑制室６にて構成され、さらに圧力抑制室６は
圧力抑制室プール水８及び圧力抑制室空間部９により構
成されている。また、圧力抑制室６には圧力抑制室プー
ル水８を循環させる循環配管２７が備えられており、さ
らに圧力抑制室プール水８にはプール水の温度を検出す
る温度計測装置２５が設置されている。
【００６３】温度計測装置２５の検出信号は制御装置２
３に入力され、この制御装置２３はプール水温度の他に
異常状態の時間を計測可能とする設計としている。さら
に、制御装置２３はプラントに配備されている非常用炉
心冷却系が作動していることを示す非常用炉心冷却系配
管１０からの検出信号、及び原子炉圧力容器内部の炉心
における原子炉水位信号を同時に入力できる設計となっ
ている。
【００６４】この第７の実施の形態では、原子炉冷却材
喪失または原子炉隔離時のような原子炉一次冷却材の流
出あるいは原子炉一次冷却材中の発生蒸気が原子炉圧力
容器２から圧力抑制室プール水８中へ移行し、圧力抑制
室プール水温度が上昇した場合には、制御装置２３によ
り自動的に圧力抑制室プール水８の冷却モードの運転
（プール水冷却運転）が開始される。
【００６５】すなわち、最新のＡＢＷＲの圧力抑制室プ
ール水８の冷却モードの起動条件によれば、プール水冷
却運転は、プール水温度が４９℃以上となる可能性があ
る場合に必要に応じて起動する必要があるので、温度計
測装置２５により検出された圧力抑制室プール水８の温
度その温度以上となる可能性があるときに、プール水冷
却運転の開始条件の一つが成立することになる。つま
り、制御装置２３は異常状態が運転員の定める有意な時
間にわたり継続する場合に作動するよう設計される。こ
れにより、原子炉冷却材喪失または原子炉隔離時のよう
な事象発生時において、圧力抑制室プール水８の温度を
長期に渡り自動的に抑制することが可能となる。
【００６６】なお、圧力抑制プール水冷却モードを起動
する場合には、非常用炉心冷却系の一部である残留熱除
去系における低圧炉心注水モード（ＬＰＦＬ）を圧力抑
制室プール水冷却モードに切り替える必要があるため、
原子炉水位及び他の非常用炉心冷却系の作動状態を制御
装置２３の入力信号として、切り替え可能か否かを判断
するするようにしている。
【００６７】以上述べたように、この第７の実施の形態
によれば、圧力抑制プール水の温度計測装置により圧力
抑制プール水の温度異常上昇が検知された場合、残留熱
除去系による圧力抑制プール水冷却モード運転が自動的
に開始されることにより、圧力抑制室プール水温度上昇
を事前に抑制することが可能となる。
【００６８】
【発明の効果】以上述べたように、本発明によれば、原
子炉冷却材喪失等により一次冷却材が原子炉格納容器内
部に流出した場合においても、圧力抑制室に移行する非
凝縮性ガスの量を最小限に抑制することができる。これ
により、圧力抑制室及びドライウェルの圧力上昇を低減
することが可能となり、結果として事故に対してより安
全な沸騰水型原子力発電設備を提供することが可能とな
る。
【００６９】また、圧力抑制室プール水の温度上昇につ
いても適切にプール水を提供することにより、長期間に
わたる温度上昇を抑制することが可能となり、結果とし
て事故に対してより安全な沸騰水型原子力発電設備を提
供することが可能となる。
【００７０】また、圧力抑制室圧力が上昇した場合にお
いても、周辺公衆に対して影響がないことを確認して圧
力抑制室圧力を抑制することが可能となり、結果として
事故に対してより安全な沸騰水型原子力発電設備を提供
できる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の第１の実施の形態を示す構成図。
【図２】本発明の第２の実施の形態を示す構成図。
【図３】本発明の第３の実施の形態を示す構成図。
【図４】本発明の第４の実施の形態を示す構成図。
【図５】本発明の第５の実施の形態を示す構成図。
【図６】本発明の第６の実施の形態を示す構成図。
【図７】本発明の第７の実施の形態を示す構成図。
【図８】従来例の構成図。
【符号の説明】
１ 原子炉格納容器 ２ 原子炉圧力容器 ３ 給水配管 ４ 主蒸気配管 ５ ドライウェル ６ 圧力抑制室 ７ ベント配管 ８ プール水 ９ 空間部 １０ 非常用炉心冷却系配管 １１ 移行経路 １２ サブコンパートメント １３ 外部水源 １４ ポンプ １５ 事故検出器 １６ 供給配管 １７ 原子炉二次格納容器隔離弁 １８ 原子炉格納容器隔離弁 １９ 機器プール ２０ 圧力計側装置 ２１ 放射線レベル計測装置 ２２ ラプチャディスク ２３ 制御装置 ２４ 配管 ２５ 温度計測装置 ２６ 冷却系
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 戸崎 由佳 神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地 株 式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者 細見 憲治 神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地 株 式会社東芝横浜事業所内

Claims (7)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】 炉心を内蔵する原子炉圧力容器を収納す
    ると共に前記原子炉圧力容器に冷却材を供給する給水配
    管や前記原子炉圧力容器からの主蒸気を取り出す主蒸気
    配管を収納するドライウェルと、前記原子炉圧力容器、
    前記主蒸気配管、前記給水配管の破損により前記ドライ
    ウェルに流出した前記冷却材や前記主蒸気をプール水に
    導き冷却凝縮して前記ドライウェルの圧力上昇を抑制す
    る圧力抑制室とからなる原子炉格納容器において、前記
    原子炉圧力容器、前記主蒸気配管、前記給水配管の外装
    構造を二重構造にし、前記二重構造の外装の内側外壁と
    外側内壁との間に形成された間隙部と前記圧力抑制室の
    プール水とを移行経路で連通するようにしたことを特徴
    とする原子炉格納容器。
  2. 【請求項２】 炉心を内蔵する原子炉圧力容器を収納す
    ると共に前記原子炉圧力容器に冷却材を供給する給水配
    管や前記原子炉圧力容器からの主蒸気を取り出す主蒸気
    配管を収納するドライウェルと、前記原子炉圧力容器、
    前記主蒸気配管、前記給水配管の破損により前記ドライ
    ウェルに流出した前記冷却材や前記主蒸気を冷却凝縮し
    前記ドライウェルの圧力上昇を抑制する圧力抑制室とか
    らなる原子炉格納容器において、前記ドライウェル内部
    を複数の空間部に分割して複数のサブコンパートメント
    を形成し、前記各々のサブコンパートメントと前記圧力
    抑制室のプール水との間を移行経路で連通するようにし
    たことを特徴とする原子炉格納容器。
  3. 【請求項３】 炉心を内蔵する原子炉圧力容器を収納す
    ると共に前記原子炉圧力容器に冷却材を供給する給水配
    管や前記原子炉圧力容器からの主蒸気を取り出す主蒸気
    配管を収納するドライウェルと、前記原子炉圧力容器、
    前記主蒸気配管、前記給水配管の破損により前記ドライ
    ウェルに流出した前記冷却材や前記主蒸気を冷却凝縮し
    前記ドライウェルの圧力上昇を抑制する圧力抑制室とか
    らなる原子炉格納容器において、前記圧力抑制室のプー
    ル水として前記冷却材や前記主蒸気の流出事故直後に必
    要となる最小のプール水を予め貯めておき、前記流出事
    故が発生したときは外部水源からポンプにて前記圧力抑
    制室にプール水を補給するようにしたことを特徴とする
    原子炉格納容器。
  4. 【請求項４】 炉心を内蔵する原子炉圧力容器を収納す
    ると共に前記原子炉圧力容器に冷却材を供給する給水配
    管や前記原子炉圧力容器からの主蒸気を取り出す主蒸気
    配管を収納するドライウェルと、前記原子炉圧力容器、
    前記主蒸気配管、前記給水配管の破損により前記ドライ
    ウェルに流出した前記冷却材や前記主蒸気を冷却凝縮し
    前記ドライウェルの圧力上昇を抑制する圧力抑制室とか
    らなる原子炉格納容器において、前記圧力抑制室のプー
    ル水として前記冷却材や前記主蒸気の流出事故直後に必
    要となる最小のプール水を予め貯めておき、前記流出事
    故が発生したときは原子炉二次格納容器内部に存在する
    機器プールから重力落下により前記圧力抑制室にプール
    水を補給するようにしたことを特徴とする原子炉格納容
    器。
  5. 【請求項５】 炉心を内蔵する原子炉圧力容器を収納す
    ると共に前記原子炉圧力容器に冷却材を供給する給水配
    管や前記原子炉圧力容器からの主蒸気を取り出す主蒸気
    配管を収納するドライウェルと、前記原子炉圧力容器、
    前記主蒸気配管、前記給水配管の破損により前記ドライ
    ウェルに流出した前記冷却材や前記主蒸気を冷却凝縮し
    前記ドライウェルの圧力上昇を抑制する圧力抑制室とか
    らなる原子炉格納容器において、前記圧力抑制室のプー
    ル水上部における空間部の圧力を検出する圧力計測装置
    と、前記圧力抑制室空間部の放射線レベルを検出する放
    射線レベル計測装置と、前記圧力抑制室空間部の圧力が
    所定値を越えかつ前記圧力抑制室空間部の放射線レベル
    が所定値以下のときは前記圧力抑制室空間部に備えられ
    たラプチャディスクに開放指令を出す制御装置とを備え
    たことを特徴とする原子炉格納容器。
  6. 【請求項６】 炉心を内蔵する原子炉圧力容器を収納す
    ると共に前記原子炉圧力容器に冷却材を供給する給水配
    管や前記原子炉圧力容器からの主蒸気を取り出す主蒸気
    配管を収納するドライウェルと、前記原子炉圧力容器、
    前記主蒸気配管、前記給水配管の破損により前記ドライ
    ウェルに流出した前記冷却材や前記主蒸気を冷却凝縮し
    前記ドライウェルの圧力上昇を抑制する圧力抑制室とか
    らなる原子炉格納容器において、前記ドライウェル内部
    を複数の空間部に分割して複数のサブコンパートメント
    を形成し、前記各々のサブコンパートメントと前記圧力
    抑制室のプール水との間を移行経路で連通すると共に、
    前記圧力抑制室のプール水として前記冷却材や前記主蒸
    気の流出事故直後に必要となる最小のプール水を予め貯
    めておき、前記流出事故が発生したときは原子炉二次格
    納容器内部に存在する機器プールから重力落下により前
    記圧力抑制室にプール水を補給するようにしたことを特
    徴とする原子炉格納容器。
  7. 【請求項７】 炉心を内蔵する原子炉圧力容器を収納す
    ると共に前記原子炉圧力容器に冷却材を供給する給水配
    管や前記原子炉圧力容器からの主蒸気を取り出す主蒸気
    配管を収納するドライウェルと、前記原子炉圧力容器、
    前記主蒸気配管、前記給水配管の破損により前記ドライ
    ウェルに流出した前記冷却材や前記主蒸気を冷却凝縮し
    前記ドライウェルの圧力上昇を抑制する圧力抑制室とか
    らなる原子炉格納容器において、前記圧力抑制室のプー
    ル水温度を検出する温度計測装置と、前記圧力抑制室の
    プール水温度を冷却するための冷却系と、前記圧力抑制
    室のプール水温度が所定値を越えたときは前記冷却系を
    起動する制御装置とを備えたことを特徴とする原子炉格
    納容器。
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Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2007010457A (ja) * 2005-06-30 2007-01-18 Toshiba Corp 原子炉格納容器および沸騰水型原子力プラント
CN102194533A (zh) * 2011-05-09 2011-09-21 中科华核电技术研究院有限公司 一种反应堆安全系统
KR101310448B1 (ko) * 2012-01-19 2013-09-24 제주대학교 산학협력단 원자력 발전소 격납용기 비상 증기배출냉각 장치
CN103578583A (zh) * 2013-10-24 2014-02-12 清华大学 一种具有导流构件的强化沸腾换热流道外壳体
JP2015004671A (ja) * 2013-06-19 2015-01-08 コリア アトミック エナジー リサーチ インスティチュート 原子炉格納構造物の冷却システム
CN115312220A (zh) * 2022-07-26 2022-11-08 哈尔滨工程大学 一种用于研究安全壳隔间内多组分气体输运行为的试验装置

Cited By (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2007010457A (ja) * 2005-06-30 2007-01-18 Toshiba Corp 原子炉格納容器および沸騰水型原子力プラント
CN102194533A (zh) * 2011-05-09 2011-09-21 中科华核电技术研究院有限公司 一种反应堆安全系统
KR101310448B1 (ko) * 2012-01-19 2013-09-24 제주대학교 산학협력단 원자력 발전소 격납용기 비상 증기배출냉각 장치
JP2015004671A (ja) * 2013-06-19 2015-01-08 コリア アトミック エナジー リサーチ インスティチュート 原子炉格納構造物の冷却システム
US9984778B2 (en) 2013-06-19 2018-05-29 Korea Atomic Energy Research Institute Cooling system of nuclear reactor containment structure
CN103578583A (zh) * 2013-10-24 2014-02-12 清华大学 一种具有导流构件的强化沸腾换热流道外壳体
CN103578583B (zh) * 2013-10-24 2016-02-10 清华大学 一种具有导流构件的强化沸腾换热流道外壳体
CN115312220A (zh) * 2022-07-26 2022-11-08 哈尔滨工程大学 一种用于研究安全壳隔间内多组分气体输运行为的试验装置

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