JPH09166687A

JPH09166687A - 沸騰水型原子炉

Info

Publication number: JPH09166687A
Application number: JP8246767A
Authority: JP
Inventors: Douglas Marvin Gluntz; ダグラス・マービン・グランツ
Original assignee: General Electric Co
Current assignee: General Electric Co
Priority date: 1995-09-22
Filing date: 1996-09-19
Publication date: 1997-06-24
Also published as: NL1004081C2; CH690877A5; NL1004081A1; US5570401A

Abstract

(57)【要約】【課題】十分な大きさのドライウェル・ウェットウェ
ル間バイパス漏洩が生じた場合に、ＳＢＷＲの格納容器
の受動的熱除去能力の全体的な喪失を防止する受動的な
方式を提供する。【解決手段】ウェットウェル気体空間（２６）を、間
仕切り壁（７８）により複数の区画室（２６Ａ，２６
Ｂ）に分割する。間仕切り壁は、１つの区画室内のガス
が他の区画室と連通することができないように、サプレ
ッション・プール（２４）の水位よりも下にまで伸びて
いる。各々の区画室は、それぞれの開放されたバキュー
ム・ブレーカ（３６Ａ，３６Ｂ）を介してドライウェル
（２０）と連通し得る。１つの区画室でバキューム・ブ
レーカが開放故障し又はウェットウェル・ドライウェル
間バイパス漏洩が生じたとき、該区画室の関連のＰＣＣ
熱交換器（５４Ａ）が無効化されるが、該区画室は隔離
されているので、漏洩の無い他の区画室に関連するＰＣ
Ｃ熱交換器（５４Ｂ）は有効に動作し続けることができ
る。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、一般的には、過熱によ
って最も起こり易い核燃料炉心の損傷を生じさせるよう
なシステムの過渡状態又は故障がある場合に、沸騰水型
原子炉（ＢＷＲ）を停止すると共に安全な状態に維持す
るための保護システムに関する。本発明は、特に、ＢＷ
Ｒに適用される受動的システムであって、想定された事
故後の格納容器内の圧力を抑制するシステムに関する。

【０００２】

【従来の技術】ＢＷＲは従来、事故事象を制御し緩和す
るために能動的な安全システムを利用している。これら
の事象は、小さな破壊から設計基準事故に至るまで様々
である。受動的安全システムは、簡単化ＢＷＲ（ＳＢＷ
Ｒ）への使用のために研究されているが、その理由は、
安全関連設備に対する特殊な保守及び監視試験を軽減で
きると共に、ＡＣ電力が不必要になることにより、事故
によって発生した悪影響を制御し緩和するのに必要とさ
れる主要安全システムの応答の信頼性を向上できる点で
有利だからである。ＳＢＷＲは、更に、事故の制御及び
緩和における人為的誤操作への耐性が向上したいくつか
の受動的な安全上の特徴を組み込むように設計すること
ができる。

【０００３】現在のＳＢＷＲ設計は、用いられる主要安
全システムに関して、以下の受動的な動作原理を利用し
ている。即ち、（ａ）非常冷却材注入を行って、設計基
準ＬＯＣＡ後寿命（具体的にはこれらの設計では７２時
間）にわたって確実に炉心を冷却し得ること、及び
（ｂ）同上の設計基準事故の持続時間にわたって確実に
格納容器の熱を除去し得ることである。崩壊熱の除去
は、本質的に受動的な手段によって、炉心の崩壊熱（こ
の熱は、究極的には格納容器のドライウェル内の高温の
蒸気として現れる）を、例えば米国特許第５，２９５，
１６８号に記載されているような受動的格納容器冷却用
（ＰＣＣ）熱交換器を用いて原子炉建造物の周囲に伝達
することにより達成される。

【０００４】このような安全システムの動作を記述する
のに用いられる「受動的」という用語は、電池、加圧ガ
ス、化学的チャージ、又は重力によって排出され得るよ
うに適当に位置決めされた水タンクのような貯蔵エネル
ギによって専ら動作して主要安全機能を果たすシステム
を含むものとして定義される。「受動的」という用語は
更に、回転又は往復運動を行う機械類を一切用いないこ
とを意味している。弁が用いられる場合は、弁は、スク
イブ弁(squib valve) のような一回しか位置が変化しな
い弁であるか、或いは逆止め弁の場合には、開閉状態に
関する限り何ら動力が供給されない弁である。

【０００５】図１を参照して説明すると、典型的なＳＢ
ＷＲは、核燃料炉心１２を水１４の中に浸漬させて収容
する原子炉圧力容器１０を含む。核燃料炉心は水を加熱
して蒸気１４ａを発生させ、その蒸気１４ａは主蒸気配
管１６を介して原子炉圧力容器から吐出されて、電力を
発生するための蒸気タービン発電機を駆動するのに用い
られる。

【０００６】原子炉圧力容器は、格納容器１８によって
包囲されている。格納容器１８の内側で且つ原子炉圧力
容器１０の外側の容積は、ドライウェル２０と呼ばれ
る。格納容器は、鋼製ライナを備えたコンクリート構造
物であって、ドライウェル内の高圧に耐えるように設計
されている。ドライウェルには、典型的には、窒素のよ
うな非凝縮性ガスが入れられている。

【０００７】従来のＳＢＷＲ格納容器設計によれば、環
状の抑制室すなわちウェットウェル２２が格納容器内で
原子炉圧力容器を囲んでいる。ウェットウェル２２は、
部分的に水で満たされて、サプレッション・プール２４
を形成すると共にその上方にウェットウェル気体空間
（ａｉｒｓｐａｃｅ）２６を画成する。ウェットウェル
２２は、いくつかの事故の事象においてヒートシンクと
なることを含めて様々な機能を果たす。例えば、設計上
想定されている事故の１種に冷却材喪失事故（ＬＯＣ
Ａ）があり、この場合、原子炉圧力容器１０から蒸気が
ドライウェル２０内へ漏洩する。ＬＯＣＡに続いて原子
炉は停止されるが、加圧蒸気及び残留崩壊熱が停止後も
ある時間にわたって発生され続ける。ドライウェル２０
内に漏出した蒸気は、ウェットウェル壁７６の内部に設
けられた複数（例えば８つ）の垂直な流路２７を介して
ウェットウェル２２内へ運ばれる。各々の流路２７は、
複数（例えば３つ）の水平なベント（ｖｅｎｔ）２８を
有している。ベント２８を介してウェットウェル２２内
に運ばれる蒸気は、ドライウェル内の非凝縮性ガス３０
の一部を随伴する。ウェットウェル内で蒸気は凝縮し、
非凝縮性ガス３０はウェットウェル気体空間２６へ浮上
してここに蓄積する。

【０００８】ウェットウェル気体空間２６内の圧力がド
ライウェル２０内の圧力を上回ったときには、ウェット
ウェルの隔壁７４を貫通している１つ又は複数のバキュ
ーム・ブレーカ３６が開放されて、ウェットウェル気体
空間２６内の非凝縮性ガス３０をドライウェル２０へ排
気する。バキューム・ブレーカ３６は、ドライウェル２
０内の圧力が、ウェットウェル気体空間２６内の圧力と
等しいか又はこれよりも高いときには閉鎖したままであ
る。

【０００９】システムは更に、格納容器１８内でウェッ
トウェル２２の上方に位置した１つ又は複数の重力駆動
冷却システム（ＧＤＣＳ）プール３８を含んでいる。Ｇ
ＤＣＳプール３８は、部分的に水４２で満たされて、そ
の上方にＧＤＣＳ気体空間４４を画成する。ＧＤＣＳプ
ール３８は、コントローラ４０によって制御される弁４
８を備えた出口管路４６に連結されている。弁４８を開
放すると、ＧＤＣＳ水４２は、ＬＯＣＡ後の炉心を冷却
するために重力によって圧力容器１０内へ排出される。
蒸気及び非凝縮性ガスは、ドライウェル２０から入口５
０を介してＧＤＣＳ気体空間４４へ直接に流入すること
が可能である。ＧＤＣＳ水４２の排出に続いて入口５０
を介して流入した蒸気を凝縮して、更に蒸気及び非凝縮
性ガスを引き込むために、オプションとして復水器又は
熱交換器７２を設けてもよい。

【００１０】ウェットウェル２２は、炉心１２よりも高
い所に配設されている出口管路３２に連結されている。
出口管路３２は、コントローラ４０によって制御される
弁３４を備えている。弁４８を開放してから適当な遅延
時間を経た後に弁３４を開放すると、サプレッション・
プール２４から、ＬＯＣＡ後の炉心を冷却するためにや
はり重力によって圧力容器１０へ水が排出される。

【００１１】ＳＢＷＲ設計では、ＬＯＣＡの際に格納容
器１８からの熱を除去するために受動的格納容器冷却シ
ステム（ＰＣＣＳ）が設けられている。単一の共通の広
いプールとして作用するように、互いに連結したサブプ
ール（図示されていない）の集合として構成された復水
器プール５２が、格納容器１８の上方で且つＧＤＣＳプ
ール３８の上方に配設されている。復水器プール５２
は、一般にＰＣＣ復水器とも呼ばれる複数のＰＣＣ熱交
換器５４（図１にはそのうちの１つのみを示す）と共に
隔離復水器（図示されていない）を収容しており、それ
らは全て隔離した水５６の中に浸漬されている。復水器
プール５２は、格納容器の外側の雰囲気への１つ又は複
数のベント５８を含んでいて、これによりＰＣＣ熱交換
器５４の使用時に該プールから熱を放出するために復水
器プール水５６の上方の気体空間から排気を行う。

【００１２】ＰＣＣ熱交換器５４は、ドライウェル２０
と流れ連通関係にある入口管路６０と、収集室６４に接
続された出口管路６２とを有する。収集室６４からは、
ベント管６６がウェットウェル２２内へ伸びていると共
に復水戻り導管６８がＧＤＣＳプール３８内へ伸びてい
る。ＰＣＣ熱交換器５４はＬＯＣＡ後にドライウェル２
０から受動的に熱を除去する。この場合、ドライウェル
内に放出された蒸気が入口６０を介してＰＣＣ熱交換器
内へ流入し、そこで凝縮される。ドライウェル内の非凝
縮性ガス（例えば窒素）は蒸気によってＰＣＣ熱交換器
内へ運ばれるが、ＰＣＣ熱交換器を効率的に動作させる
ためには、この非凝縮性ガスを蒸気から分離しなければ
ならない。収集室６４は、復水から非凝縮性ガスを分離
するものであり、分離された非凝縮性ガスはウェットウ
ェル２２内に排出され、復水はＧＤＣＳプール３８内へ
通される。ＧＤＣＳプール３８内の復水戻り導管６８の
末端には、ＧＤＣＳプール３８から加熱された流体が復
水戻り導管６８を経て、ＰＣＣ熱交換機５４をバイパス
すなわち側路してウェットウェル２２へ逆流するのを制
限するために、水トラップ又はループ・シール７０が設
けられている。

【００１３】従って、このシステムは、ドライウェル２
０からの非凝縮性ガスをウェットウェル気体空間２６へ
輸送すると共に、ドライウェルからの蒸気をＰＣＣ熱交
換器５４内で凝縮するように構成されている。非凝縮性
ガスは、蒸気が原子炉圧力容器から放出される速度より
も速い速度でＰＣＣ熱交換器５４が蒸気を凝縮するよう
になるまでは、密閉されたウェットウェル内に留まり続
ける。ＰＣＣ熱交換器５４の凝縮速度が蒸気の放出速度
より速くなったときには、ＰＣＣ熱交換器がドライウェ
ルの圧力をウェットウェルの圧力よりも低くするので、
バキューム・ブレーカ３６が開放され、これによりウェ
ットウェル内に蓄積されていた非凝縮性ガスがドライウ
ェルへ戻る。

【００１４】図２は、それぞれの水平なベント２８Ａ及
び２８Ｂと流れ連通関係にある少なくとも２つの垂直な
流路２７Ａ及び２７Ｂと、少なくとも２つのバキューム
・ブレーカ３６Ａ及び３６Ｂと、少なくとも２つのＧＤ
ＣＳプール３８Ａ及び３８Ｂと、それぞれの入口管路６
０Ａ及び６０Ｂ、ベント管６６Ａ及び６６Ｂ並びに復水
戻り導管６８Ａ及び６８Ｂを有している少なくとも２つ
のＰＣＣ熱交換器５４Ａ及び５４Ｂとを備えたＢＷＲを
示している。ここで、本発明の対象とするＢＷＲには、
復水器プール５６内に浸漬されていて、ウェットウェル
２２と流れ連通関係にある２つ又はそれ以上のＰＣＣ熱
交換器を有するＰＣＣＳを備えたものも含まれることを
了解されたい。

【００１５】図２を参照すると、ＬＯＣＡの結果として
原子炉圧力容器（ＲＰＶ）から放出された蒸気、及びド
ライウェル気体空間の一部を満たしているあらゆる非凝
縮性ガス（主に窒素）は、ＰＣＣ熱交換器５４Ａ及び５
４Ｂに流入すると、そこでこの混合物の内の蒸気成分が
凝縮される。各々のＰＣＣ熱交換器の下部のＰＣＣ下部
ドラムとして知られている部品内では、非凝縮性ガスと
復水との間に相分離が生ずる。下部ドラムの直ぐ上流に
立っている熱交換器チューブ・バンク内では、ＰＣＣ熱
交換器に流入する水蒸気のエンタルピーで表される炉心
崩壊熱が、ＳＢＷＲ格納容器内の雰囲気から、格納容器
主要部に対して外部に位置している復水器プール５２へ
放出される。復水は、下部ドラムから適当な配管を介し
て、ＧＤＣＳプール３８Ａ及び３８Ｂのような選択され
た位置へ送られ、ここで、復水はＧＤＣＳプールからＲ
ＰＶへの注入管路を経てＲＰＶに戻ることができる。下
部ドラム内に収集された非凝縮性ガスは、それぞれのＰ
ＣＣベント管６６Ａ及び６６Ｂの中を下方へ駆動され、
そのベント管の終端においてサプレッション・プール２
４の水の中へ流入し、そこから浮上して、ウェットウェ
ル気体空間２６内に蓄積されている非凝縮性ガスに加わ
って、蓄積量を増大させる。

【００１６】ドライウェル気体空間２０をウェットウェ
ル気体空間２６から隔てている隔壁床７４は、ウェット
ウェル気体空間を覆う耐漏洩性のカバーを形成するため
に設けられている。その存在により、ＲＰＶ内でＬＯＣ
Ａ後に継続的に発生されて、ＬＯＣＡによる管の裂け目
から及び／又は開放されたＲＰＶ減圧弁から外に放出さ
れる蒸気に起因して、正の差圧ΔＰ（即ち、ドライウェ
ル気体空間の圧力がウェットウェル気体空間の圧力より
も高い）が自然に確立される。蒸気の発生は、炉心が臨
界未満の状態にされている場合にも炉心崩壊熱が発生し
ていることの自然な結果である。ウェットウェル気体空
間にはガスが追加され、このガスの追加によってこの隔
室内の全圧が上昇するが、ＲＰＶによって発生される自
然の停止不能の蒸気の追加の結果としてドライウェル気
体空間内の圧力がより高くなることにより、ガスの追加
は均衡化される。ΔＰの大きさは、サプレッション・プ
ール２４におけるＰＣＣ熱交換器ベント管６６Ａ及び６
６Ｂの終端の浸漬量によって主として決定される。一般
にΔＰは、サプレッション・プールの水面に対して作用
しているウェットウェルの気体空間内の圧力によって表
される背圧に対抗して、ＰＣＣ熱交換器ベント管６６Ａ
及び６６Ｂから外に水を押し出すのに必要なドライウェ
ル気体空間内の圧力の過剰な大きさによって表される特
定の量またはこれよりもわずかに大きい量である。

【００１７】バキューム・ブレーカ３６Ａ及び３６Ｂ
は、ドライウェル気体空間が一時的に急激な減圧状態に
なった場合にウェットウェル気体空間内の圧力を解放す
るために設けられている。この減圧状態は、例えば、い
くつかのＬＯＣＡ過程の結果として、ＲＰＶの管の裂け
目から比較的低温の冷却材が流出し、ドライウェル気体
空間内の水蒸気が急速に凝縮したときに生ずることがあ
る。上述のような圧力解放は、隔壁床７４に設計限界を
上回る揚圧力荷重がかかるのを防止するために必要であ
る。このような場合に、バキューム・ブレーカは、ドラ
イウェル気体空間内の圧力がウェットウェル気体空間内
の圧力と均衡するのに十分に長い時間、開放される。こ
れに続いて、バキューム・ブレーカは再び閉鎖すること
により、ドライウェル気体空間２０とウェットウェル気
体空間２６との間の耐漏洩性境界を再び確立して、ＰＣ
Ｃ熱交換器の有効な受動的動作が継続し得るようにしな
ければならない。

【００１８】従って、バキューム・ブレーカは、耐漏洩
性状態への再閉鎖に関してとりわけ高い信頼性を有する
ように設計され且つ保証試験される。バキューム・ブレ
ーカの動作後に１つ以上のバキューム・ブレーカが耐漏
洩性でなくなれば、ＰＣＣ熱交換器へ蒸気を強制的に流
入させるのに必要な正のΔＰが低下して、ＰＣＣ熱交換
器ベント管の終端から非凝縮性ガスを流出させることが
できないようなレベルに達する状態が生じるであろう
（図３を参照）。もしこの状態が生ずれば、これらのＰ
ＣＣ熱交換器ベント管内及びＰＣＣ熱交換器の熱伝達管
内に非凝縮性ガスが蓄積する。この事態の進展によっ
て、ＰＣＣ熱交換器の熱除去能力が劣化し、全く失われ
る可能性もある。

【００１９】図３は、万一バキューム・ブレーカのうち
の１つ（例えば３６Ａ）が故障して開放状態（開放故障
状態）になって、ウェットウェル気体空間２６内の圧力
がドライウェル気体空間２０内の圧力と平衡状態になる
ことを例示している。ＰＣＣ熱交換器５４を通して蒸気
と非凝縮性ガスとの混合物の流れを生じさせる正のΔＰ
は、全く存在しない。図３はまた、耐漏洩性の隔壁床７
４（及びそのライナ）中に意図せずに存在する可能性の
ある漏洩通路を模式的に示しており、これを以後「ドラ
イウェル・ウェットウェル間バイパス漏洩」と呼ぶ。こ
のように、開放故障したバキューム・ブレーカ及び／又
は十分な大きさのドライウェル・ウェットウェル間バイ
パス漏洩のいずれかによって、ＳＢＷＲ格納容器の受動
的な崩壊熱除去機構が停止してしまう（ここで、ＳＢＷ
Ｒにおいて「十分な大きさ」とは、流れ面積がほんの数
平方センチメートルの通路を意味する）。このような事
象の結果として、ＳＢＷＲ格納容器内の圧力が設計を遥
かに上回って上昇する。このような状態の下では、「設
計基準」量をかなり上回る多量の放射性物質が格納容器
外に放出され得る。従って、ＳＢＷＲの上述の受動的な
崩壊熱除去法は、単一のバキューム・ブレーカが作動し
て開放故障した場合にその有効性が損なわれ易い。

【００２０】この問題に対処するための通常の設計上の
アプローチは、バキューム・ブレーカを設計し直して、
二重ディスク設計にするアプローチ、又は直列に２つの
バキューム・ブレーカを有する構成にするアプローチで
ある。後者のアプローチでは、現状のバキューム・ブレ
ーカを結合して「二重ディスク」構成と均等にすること
ができる。もし１つのディスクが開放故障したとして
も、このディスクの動作が第２の直列のディスクから完
全に独立していれば、この一体化されたバキューム・ブ
レーカ装置は耐漏洩性状態へ再閉鎖することが保証され
る。二重ディスク型バキューム・ブレーカは、初期のＢ
ＷＲで用いられていた。しかしながら、このようなアプ
ローチは、多くの難点を有している。例えば、ＳＢＷＲ
のバキューム・ブレーカについて、動作性能の変更の可
能性があること、再設計及びスケジュール遅延により経
費が掛かること、そのバキューム・ブレーカの再試験及
び再評価に経費が掛かること、余分な配置スペースが必
要なこと、プラント内での監視試験の追加並びに保守の
困難性などである。

【００２１】「能動的」設計による１つのアプローチと
して、スプレイ・ポンプによって作動されるウェットウ
ェル・スプレイを用いるものがあるが、ＳＢＷＲでは、
格納容器内の過剰な圧力増大の脅威に対処するためにＬ
ＯＣＡ後の最初の７２時間の間は能動的システムの使用
が禁止されているので、このアプローチは許容できない
解決法である。

【００２２】

【発明が解決しようとする課題】従って、十分な大きさ
のドライウェル・ウェットウェル間バイパス漏洩が生じ
た場合に、ＳＢＷＲの格納容器の受動的熱除去能力の全
体的な喪失を防止する受動的なアプローチが要望され
る。本発明の課題は、このような要望を満たすことであ
る。

【００２３】

【課題を解決するための手段】本発明は、ＳＢＷＲ格納
容器の構成を改良し、単一のバキューム・ブレーカが開
放故障状態になっていても、ＰＣＣＳの受動的熱除去能
力の全体的な喪失を招かないようにする経済的に有利な
アプローチを提供する。本発明では、どのような大きさ
の単一のドライウェル・ウェットウェル間バイパス漏洩
が生じても、ＳＢＷＲ格納容器の受動的熱除去能力の全
体的な喪失を招かない１つの設計アプローチを実現す
る。

【００２４】本発明の好適な態様によれば、間仕切り壁
を用いて、ウェットウェル気体空間を複数の区画室に分
割する。間仕切り壁は、１つの区画室内のガスが他の区
画室と連通することができないように、サプレッション
・プールの水位よりも下にまで伸びている。このような
ウェットウェル気体空間区画室の各々は、それぞれの
（開放状態にあるときの）バキューム・ブレーカを介し
てドライウェルと流れ連通関係にし得る。１つのバキュ
ーム・ブレーカが開放位置で故障したとき、又は１つの
区画室への蒸気のウェットウェル・ドライウェル間バイ
パス漏洩が生じたとき、ウェットウェル気体空間区画室
とドライウェルとの間の圧力差が小さくなるが、この漏
洩のある区画室は隔離されているので、ドライウェルと
障害の無い（漏洩の無い）区画室との間の圧力差は影響
を受けない。従って、漏洩のある区画室に関連するＰＣ
Ｃ熱交換器が有効に働かなくなった場合でも、漏洩の無
い区画室に関連するＰＣＣ熱交換器は有効に動作し続け
ることができる。

【００２５】

【好ましい実施態様】図４に示す本発明の好適な実施態
様では、ウェットウェル気体空間が間仕切り壁または均
等な構造によって複数の区画室に分割される。ウェット
ウェル気体空間を分割する間仕切り壁を設けることによ
り作られる区画室の数は、好適な実施例では、ＰＣＣＳ
のために設けられるＰＣＣ熱交換器の数に合わせて１対
１で対応して設けられる。各々の区画室と何ら分割して
ない（共通の）ドライウェル気体空間との間に圧力解放
通路を提供するために、通常の設計（又は新型の高信頼
性設計）の単一ディスク型バキューム・ブレーカが設け
られ、一般には、１つの区画室あたり最低で１つのバキ
ューム・ブレーカが用いられるが、経済的に有利であれ
ば１つの区画室あたり２つ以上用いられる。議論を簡単
にするために、図４には、間仕切り壁７８によりウェッ
トウェル気体空間を２つの区画室２６Ａ及び２６Ｂに分
割することが示されており、これらの区画室２６Ａ及び
２６Ｂは、それぞれのバキューム・ブレーカ３６Ａ及び
３６Ｂを介してドライウェル２０と個々に連通すること
ができる。但し、本発明は、１つ又はそれ以上の間仕切
り壁を用いて２つ又はそれ以上のウェットウェル気体空
間区画室を形成することを包含していることを了解され
たい。

【００２６】ウェットウェル気体空間を分割する各々の
間仕切り壁７８は、元来のＳＢＷＲウェットウェル気体
空間全体にわったて放射状に横切って伸びていると共に
隔壁床７４からサプレッション・プール２４の中へ部分
的に（好適な実施例）又は全体的に（代替的な実施例）
下方へ伸びている耐漏洩性構造を（恐らく鋼板のライナ
を備えて）形成するように設計されている。間仕切り壁
のプール中への浸漬量（深さ）は、最低で、ＰＣＣ熱交
換器ベント管６６Ａ及び６６Ｂについて設計された浸漬
量に若干の余裕を加えたものでなければならない。図４
を検討するとわかるように、このように分割されたウェ
ットウェル気体空間は、単一のどの区画室の駆動ΔＰの
損失、従ってそのそれぞれのＰＣＣ熱交換器を通る流れ
を生じさせる駆動圧力の損失に耐えることができ、他
方、他のすべての区画室及びそのそれぞれのＰＣＣ熱交
換器は、障害のある区画室において単一のバキューム・
ブレーカが開放故障状態であるのか高いドライウェル・
ウェットウェル間バイパス漏洩状態が存在するのかに拘
わらず、これらの事象によって名目上影響を受けないで
受動的な通流動作を継続することが可能になる。

【００２７】図４でわかるように、障害のある区画室２
６Ａにおいてプール水の小部分が変位すなわち排除さえ
る。これにより、他の区画室の各々（例えば２６Ｂ）に
おけるプールの水面の高さが幾分か上昇する。これによ
り、ベント管の有効浸漬量が（幾分か）増大するので、
ＰＣＣ熱交換器とベント管との組合せの両端間の動作Δ
Ｐが僅かに大きくなる。しかしながら、このような状態
は、ＰＣＣ熱交換器５４Ｂの動作に重大な影響を及ぼす
ものではない。なぜなら、ΔＰが大きくなっても、ＰＣ
Ｃ熱交換器ベント管６６Ｂからこの時点で押し出されて
いる水柱がわずかに長くなることにより相殺されるから
である。

【００２８】一旦バキューム・ブレーカが故障すると、
その障害のある区画室の気体空間内に当初存在していた
非凝縮性ガスは、ドライウェル気体空間に（徐々に）移
動して戻る。非凝縮性ガスは次いで、動作しているＰＣ
Ｃ熱交換器によって引き込まれて、それらにそれぞれ連
結されている区画室内に放出される。従って、障害の無
い区画室内では、非凝縮性ガスの分圧も比例して更に高
まる。このように、１つのバキューム・ブレーカが開放
故障している場合には、格納容器内のピーク圧力（ＬＯ
ＣＡ後７２時間における）がより高くなるが、格納容器
／ＰＣＣＳ設計者は、以下の手段の片方又は両方を利用
することにより、この漸次増大する圧力状態の程度を最
小限にすることができる。第１の手段は、（従来のＳＢ
ＷＲで用いられてた数である）３つよりも多い数（即ち
４つ以上）のＰＣＣ熱交換器を用い、従って４つ以上の
ウェットウェル気体空間区画室を形成することであり、
また第２の手段は、（現状の設計の各々のＰＣＣ熱交換
器には通例、下部ドラムは２つずつ存在するが）ＰＣＣ
熱交換器の下部ドラム１つあたり、個別のＰＣＣ熱交換
器ベント管を１つずつ用いて、（現状の設計では両方の
下部ドラムから非凝縮性ガスを受け入れ合流させてい
る）結合した１つのＰＣＣ熱交換器ベント管を用いる代
わりとし、更に上記の各々の個別のＰＣＣ熱交換器ベン
ト管に１つずつ個別のウェットウェル気体空間区画室を
割り当てることである。

【００２９】以上の説明から明らかなように、本発明
は、ＳＢＷＲ型のプラント用の格納容器システムの設計
を提供するものであり、この設計は、１つのバキューム
・ブレーカが開放故障状態になっても、或いは高いドラ
イウェル・ウェットウェル間バイパス漏洩状態が存在し
ても、実施許諾可能の設計の目標に合致し得る受動的崩
壊熱除去システムを用いていることを特徴とする。上述
のウェットウェル気体空間を分割する少なくとも１つの
間仕切り壁を設けた好適な実施例は、この目標に到達す
る格納容器構成の一例である。沸騰水型原子炉用の受動
的圧力系の設計に通じた者には、他の変形及び改変を行
い得ることは明らかであろう。特許請求の範囲はこのよ
うな変形及び改変をすべて包含することを意図してい
る。

【図面の簡単な説明】

【図１】公知の設計による受動的格納容器冷却システム
をそなえた沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の模式的な断面図
である。

【図２】バキューム・ブレーカが完全に閉鎖されている
ときの、図１のＢＷＲの格納容器の構成の模式図であ
る。

【図３】１つのバキューム・ブレーカが開放故障してい
るか、或いは蒸気の重大なウェットウェル・ドライウェ
ル間バイパス漏洩が生じているときの、図１のＢＷＲの
格納容器の構成の模式図である。

【図４】本発明に従って構築されたＢＷＲの格納容器の
構成の模式図である。

【符号の説明】

１０原子炉圧力容器１２核燃料炉心１８格納容器２０ドライウェル２２ウェットウェル２４サプレッション・プール２６ウェットウェル気体空間２６Ａ、２６Ｂ区画室２７、２７Ａ、２７Ｂ垂直な流路２８、２８Ａ、２８Ｂ水平なベント３６、３６Ａ、３６Ｂバキューム・ブレーカ３８、３８Ａ、３８Ｂ重力駆動冷却システム（ＧＤ
ＣＳ）プール５２復水器プール５４、５４Ａ、５４Ｂ受動的格納容器冷却用（ＰＣ
Ｃ）熱交換器６６、６６Ａ、６６Ｂベント管６８、６８Ａ、６８Ｂ復水戻り導管７４ウェットウェル隔壁床７６ウェットウェル壁７８間仕切り壁

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】格納容器（１８）と、前記格納容器によ
り囲まれていて、前記格納容器との間にドライウェル
（２０）を画成している原子炉圧力容器（１０）と、前
記格納容器内に配置されていて、部分的に水で満たされ
て、水のサプレッション・プール（２４）並びに該サプ
レッション・プールの水の上方に位置するウェットウェ
ル気体空間（２６）を形成しているウェットウェル（２
２）と、前記ドライウェルの上方に配置された水の復水
器プール（５２）と、前記復水器プールの水と熱伝達関
係にある第１及び第２の復水器（５４Ａ、５４Ｂ）と、
前記ドライウェルからの蒸気をそれぞれ前記第１及び第
２の復水器へ結合する第１及び第２の復水器入口流路
（６０Ａ、６０Ｂ）と、それぞれ前記第１及び第２の復
水器からのガスを前記サプレッション・プールへ通す第
１及び第２の復水器出口流路（６８Ａ、６８Ｂ）と、前
記ウェットウェル気体空間からガスを前記ドライウェル
へ排気する第１及び第２のバキューム・ブレーカ（３６
Ａ、３６Ｂ）とを備えた沸騰水型原子炉において、前記ウェットウェル気体空間を第１及び第２のガス充満
区画室（２６Ａ、２６Ｂ）に分割する間仕切り壁（７
８）であって、前記第１及び第２の復水器出口流路から
流出するガスがそれぞれ前記第１及び第２のガス充満区
画室内へ浮上するように構成された間仕切り壁を有し、該間仕切り壁により、前記第１のバキューム・ブレーカ
が開放されて前記第２のバキューム・ブレーカが閉鎖さ
れているときに、前記第１のガス充満区画室が前記第１
のバキューム・ブレーカを介して前記ドライウェルと連
通するが、前記第２のガス充満区画室とは連通せず、且
つ、前記第１のバキューム・ブレーカが閉鎖されて前記
第２のバキューム・ブレーカが開放されているときに
は、前記第２のガス充満区画室が前記第２のバキューム
・ブレーカを介して前記ドライウェルと連通するが、前
記第１のガス充満区画室とは連通しないことを特徴とす
る沸騰水型原子炉。
【請求項２】前記間仕切り壁は垂直な壁で構成され、
該垂直な壁の底端部が、該垂直な壁の全長に沿って前記
サプレッション・プール内に浸漬されていることを特徴
とする請求項１に記載の沸騰水型原子炉。