JPH09318783A - 原子炉プラントの冷却設備 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】シビアアクシデント発生時に、原子炉格納容器
からのガスベントを回避しながらも、シビアアクシデン
トを収束させる。 【解決手段】室内に建屋外への排気手段が装備された原
子炉建屋９と、前記原子炉建屋９に囲われた原子炉格納
容器５と、前記原子炉建屋９と前記原子炉格納容器５と
の間隙と、前記間隙に前記原子炉格納容器５の外側に置
かれた冷却水水源２４，２５からポンプ２６，２７で送
水される注水流路３１を連通接続した注水手段と、圧力
抑制室４よりも高い高さ位置の前記間隙の雰囲気を前記
室内に連通する流路と、使用済燃料プール１０に冷却水
水源２４，２５からポンプ２６，２７で送水する注水流
路３２と、前記使用済燃料プール１０から前記間隙内に
溢水を注水する他の注水流路３３とを備えた原子炉設備
の冷却手段。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、シビアアクシデン
ト時の原子炉格納容器の健全性を確保する技術分野に属
する。

【０００２】

【従来の技術】従来の沸騰水型原子炉においては、図２
に示すように、ポンプ６と熱交換器７を用いて、原子炉
容器１内の炉水や圧力抑制プール４水を冷却すること
で、残留熱を除去する方式を採用している。

【０００３】図２の例では、コンクリート製の原子炉建
屋９内に鋼製のMark−II型格納容器５を備えている。

【０００４】原子炉建屋９には、格納容器５からの配管
の貫通口１１や機器ハッチ１７等多数の貫通箇所があ
り、運転階には、使用済燃料１５を冷却する使用済燃料
プール１０が設けられている。

【０００５】このような既設炉の安全性をさらに向上さ
せる目的で、発生確率は非常に小さいが設計で想定すべ
き事故事象を越えるようなシビアアクシデントが発生し
た場合の対応策（アクシデントマネージメント）が検討
されている。

【０００６】沸騰水型原子炉においても、現有設備を利
用したアクシデントマネージメントとして、復水貯蔵タ
ンクや消火系からの冷却水をポンプで原子炉容器や格納
容器に供給する代替注水設備や、空調系のダクトを耐圧
強化して格納容器内のガスをベントする方策等が定めら
れ、今後設備の改造が実施されることが想定される。ま
た、コンクリート製の格納容器とその内側のライナとの
間に原子炉圧力抑制プール内の冷却水をポンプで注水し
てシビアアクシデント時の格納容器の過圧破損を防止す
る技術が特開昭62−167499号公報に掲載されている。

【０００７】その公報には、格納容器とその内側のライ
ナとの間の注水冷却水をポンプで抜いて圧力抑制プール
に戻し入れる系統も開示している。

【０００８】また、特開昭61−189490号公報や特開平5
−232278 号公報に記載のように、ポンプ等の動的機器
を用いることなく、格納容器上方に設けた冷却水のプー
ルから冷却水を鋼製格納容器の外表面にスプレイ乃至は
注水して冷却する例がある。

【０００９】上記各公報に記載の例は、鋼製格納容器乃
至はライナと原子炉建屋の間隙に冷却水を蓄積させるこ
とで圧力抑制プールの外側領域に外周プールが形成され
る。特開平5−232278 号公報は、さらに格納容器からの
放熱により、外周プール水は蒸発し、その蒸発蒸気を放
出する配管を原子炉建屋内に設けて排気筒から放出する
内容が開示している。

【００１０】

【発明が解決しようとする課題】上記の既設炉のアクシ
デントマネージメントのうち、耐圧強化ベント策では、
圧力抑制室の気相空間であるウエットウエル内のガスを
排気筒から放出することで、格納容器の過圧を防止す
る。

【００１１】しかし、シビアアクシデント時の周辺地区
に及ぼす事故による影響を極力小さくする観点からは格
納容器の内側のガスを外側に放出するガスベントを回避
することが好ましい。

【００１２】また、前記の代替注水設備では、従来、そ
の設備を用いた冷却系で格納容器自体を冷却することは
考えていない。

【００１３】また、特開昭62−167499号公報による従来
技術では、圧力抑制プール内の冷却水をライナの外側に
散水するものであるが、シビアアクシデント時には、格
納容器内の熱が圧力抑制プール内に移行しているから、
散水される冷却水は既に加熱されており、冷却効果が大
きく期待できない。

【００１４】特開昭61−189490号公報や特開平5−23227
8 号公報に記載の例では、スプレイ水を保有する格納容
器上方の冷却水プールや外周プールからの蒸気放出配管
等の専用設備が必要である。

【００１５】スプレイ水の供給は、冷却プールからの重
力落下によるものであるため、外周プールの水位を形成
するのに時間を要する。

【００１６】さらに、既設炉に適用する場合には、外周
プールから蒸発した蒸気の放出ルートの新設に伴う改造
が原子炉建屋内での配置上の制約が大きく、コストも過
大となる。

【００１７】なお、原子炉建屋に付帯する使用済燃料プ
ールと、その冷却系に関し、シビアアクシデント時に機
能喪失することをも想定すると、使用済燃料プールは、
燃料の冷却と放射線遮蔽を兼ねて水深を深くしている
が、プール水の冷却機能が喪失するとプール水が蒸発す
るため、代替の注水系等を設置することが必要となる。
なお、上記の既設炉のアクシデントマネージメントや、
特開平5−232278 号公報には、シビアアクシデント時に
おける使用済燃料プール冷却系の機能喪失に対する解決
策の記載はされていない。

【００１８】従って、本発明の第１目的は、事故時に原
子炉格納容器の冷却を外側から迅速且つ効率良く冷却す
ることにあり、第２目的は、事故時に原子炉格納容器の
冷却を外側の外周プールで冷却する設備において外周プ
ールからの蒸発蒸気の排出を簡単に達成できることにあ
り、第３目的は、事故時に原子炉格納容器の冷却を外側
の外周プールで冷却する設備において原子炉建屋に付属
する使用済燃料プールの冷却を維持することにあり、第
４目的は、上記第１目的から第３目的までの全ての目的
を同時に達成して原子炉設備の安全性を向上することに
ある。

【００１９】

【課題を解決するための手段】上記第１目的を達成する
ため第１手段は、原子炉建屋に囲われた原子炉格納容器
と前記建屋との間隙に、前記原子炉格納容器の外側に置
かれた冷却水水源からポンプで送水される注水流路を連
通接続してある原子炉プラントの冷却設備であり、事故
時には原子炉格納容器の外側に置かれて事故時にあって
も高熱を受けにくい水源からポンプにより強制的に冷却
水が注水流路を経由して原子炉格納容器と前記建屋との
間隙に迅速に注水され、迅速に原子炉格納容器を外側か
ら冷却することができる。

【００２０】上記第２目的を達成するための第２手段
は、室内に建屋外への排気手段が装備された原子炉建屋
と、前記原子炉建屋に囲われるとともに圧力抑制室を包
含する原子炉格納容器と、前記原子炉建屋と前記原子炉
格納容器との間隙と、前記間隙に前記原子炉格納容器の
外側に置かれた冷却水水源からポンプで送水される注水
流路を連通接続した注水手段と、前記圧力抑制室よりも
高い高さ位置の前記間隙の雰囲気を前記室内に連通する
流路とを備えた原子炉プラントの冷却設備であり、事故
時には原子炉格納容器の外側に置かれた水源からポンプ
により強制的に冷却水が注水流路を経由して原子炉格納
容器と前記建屋との間隙に迅速に注水され、迅速に原子
炉格納容器を外側から冷却し、冷却時に蒸発した蒸気は
前記間隙から前記室内に流入して、さらにその室内から
原子炉建屋に既設にて備えられている排気手段で排気さ
れてゆき、前記間隙の圧力が過大になったり、冷却効果
が低下したりすることを抑制する作用が得られる。

【００２１】上記第３目的を達成するための第３手段
は、原子炉設備の使用済燃料プールに前記原子炉格納容
器の外側に置かれた冷却水水源からポンプで送水する注
水流路と、前記使用済燃料プールから前記原子炉格納容
器と原子炉建屋との間隙内に前記使用済燃料プールから
の溢水を注水する他の注水流路とを備えた原子炉プラン
トの冷却設備であり、冷却水源からポンプにより強制的
に使用済燃料プール内へ冷却水が注水されるから、使用
済燃料プール内の冷却を行う設備が稼動しない場合で
も、使用済燃料プール内の冷却水が枯渇することがなく
て使用済燃料プール内は冷却され、さらに使用済燃料プ
ール内の冷却水は使用済燃料プール内から溢水して原子
炉格納容器と原子炉建屋との間隙内に流入して原子炉格
納容器を外側から冷却する作用が得られる。

【００２２】上記第４目的を達成するための第４手段
は、室内に建屋外への排気手段が装備された原子炉建屋
と、前記原子炉建屋に囲われるとともに圧力抑制室を包
含する原子炉格納容器と、前記原子炉建屋と前記原子炉
格納容器との間隙と、前記間隙に前記原子炉格納容器の
外側に置かれた冷却水水源からポンプで送水される第１
の注水流路を連通接続した注水手段と、前記圧力抑制室
よりも高い高さ位置の前記間隙の雰囲気を前記室内に連
通する流路と、原子炉設備の使用済燃料プールに前記原
子炉格納容器の外側に置かれた冷却水水源からポンプで
送水する第２の注水流路と、前記使用済燃料プールから
前記原子炉格納容器と原子炉建屋との間隙内に前記使用
済燃料プールからの溢水を注水する第３の注水流路とを
備えた原子炉プラントの冷却設備であり、事故時にはポ
ンプで強制的に冷却水水源から冷却水が前記間隙内に注
水されて原子炉格納容器を迅速に冷却し、その冷却時に
発生した前記間隙内の蒸発蒸気は原子炉建屋の室内に流
入してから原子炉建屋に付属した排気手段で排出され、
前記間隙内での冷却水による原子炉格納容器の冷却と前
記間隙内での過大圧力の発生を抑制する作用、並びに、
使用済燃料プール内に冷却水水源からポンプで冷却水が
送水されて、使用済燃料プール内は冷却され、使用済燃
料プール内から溢水した冷却水は前記間隙内に注水され
て原子炉格納容器を外側から冷却する作用が得られる。

【００２３】同じく第５手段は、第４手段において、冷
却水源は、復水貯蔵タンク又は消火系のろ過水タンク内
の水であることを特徴とした原子炉プラントの冷却設備
であり、第４手段による作用に加えて、復水貯蔵タンク
又は消火系のろ過水タンク内の水がポンプにより強制的
に原子炉格納容器と原子炉建屋との間隙に注水され、原
子炉格納容器を外側から冷却する冷却水として使用され
る作用が得られ、その使用冷却水たる水は既存のタンク
内に貯えられているから、新設の水源確保手段としての
タンク設備を必要としない。

【００２４】同じく第６手段は、第４手段又は第５手段
において、前記間隙の雰囲気を前記室内に連通する流路
は、原子炉建屋の室内と原子炉格納容器とを連絡してい
る機器ハッチの外周囲と前記原子炉建屋壁との間隙に備
えられていることを特徴とした原子炉プラントの冷却設
備であり、第４手段又は第５手段による作用に加えて、
機器ハッチを装備するために原子炉建屋に開口した開口
部を通して、新たな開口を設けることなく、前記間隙内
の蒸気や圧力を排気することができるという作用が得ら
れる。

【００２５】第７手段によれば、第１手段から第６手段
までのいずれか一手段において、原子炉建屋と原子炉格
納容器との間隙の冷却水を前記隙間の外に排出する排水
設備を備えたことを特徴とした原子炉の冷却手段であ
り、原子炉格納容器を外側から冷却するのに用いられた
冷却水が原子炉格納容器と原子炉建屋との間隙に溜った
後に事故が収束した際、排水設備でその間隙に溜った冷
却水を排水してその間隙に溜った冷却水による圧力が原
子炉格納容器に大きな負担となることを抑制するという
作用が得られる。

【００２６】

【発明の実施の形態】本発明の各実施例を、図１，図３
〜図８に基づいて説明する。

【００２７】図１は、図２に示した従来例と同様、Mark
−II型の原子炉格納容器５を有する原子炉プラントの冷
却設備の概略系統図を示したものである。

【００２８】格納容器５は、原子炉建屋９に収納されて
いる。

【００２９】本実施例においては、原子炉建屋９と格納
容器５の間隙に復水貯蔵タンク等からの冷却水を供給す
るための注水系配管３１，３２，３３、及び弁３４，３
５，３６を設ける。

【００３０】配管３１は、従来のアクシデントマネージ
メントの一つであるドライウエル２下部への注水配管２
１から分岐しており、弁３４を開くことで注水配管２１
を流れる冷却水の一部を圧力抑制プール４の外側で原子
炉建屋９と格納容器５の間隙に供給する。

【００３１】配管３２は、復水貯蔵タンク等からの冷却
水を、弁３５を開くことで使用済燃料プール１０に供給
する。

【００３２】配管３３は、弁３６を開くことで、使用済
燃料プール１０でのオーバーフロー水をすきまサージタ
ンク１６を介して、格納容器５の外側に設けたスプレイ
ヘッダ４２に供給する。

【００３３】また、原子炉建屋９壁と配管貫通部の間隙
については、格納容器５の円筒部（ウェットウエル３と
圧力抑制プール４）に面する箇所と機器ハッチ１７より
上方領域では密封構造とし、格納容器５の円すい部上端
位置近傍には原子炉建屋９の運転階に連通する配管４１
を設ける。

【００３４】図３は、復水貯蔵タンク２４とろ過水タン
ク２５内の冷却水を供給する代替注水設備の概略系統図
を示したものである。

【００３５】従来のアクシデントマネージメントにおい
ては、事故発生時に非常用炉心冷却系のポンプ６が作動
しない場合、復水貯蔵タンク２４とろ過水タンク２５内
の冷却水を、復水補給水系ポンプ２６と消火系ポンプ２
７により一旦配管２０に供給する。

【００３６】この配管２０から、ドライウエル２の下部
への注水配管２１，原子炉容器１内への注水配管２２，
１３，ドライウエル２内のスプレイヘッダへの配管２
３，１４に冷却水が分配され、原子炉容器１，ドライウ
エル２を冷却する。

【００３７】本実施例では、上記の注水系に加えて、下
部ドライウエル２への注水配管２１から分岐した配管３
１を設けているので、復水貯蔵タンク２４等からの冷却
水を原子炉建屋９と格納容器５の間隙に注水することが
できる。

【００３８】事故時においては、従来の注水系配管２１
等から原子炉容器１やドライウエル２への注水により圧
力抑制プール４の水位が上昇する。

【００３９】また、配管３１を介した注水により、原子
炉建屋９と格納容器５の間隙で、圧力抑制プール４の外
側領域に外周プール３０が形成される。

【００４０】圧力抑制プール４は、事故時にドライウエ
ル２に放出された蒸気が流入して凝縮するので、蒸気の
潜熱を吸収して温度が上昇している。

【００４１】しかし、外周プール３０に供給される水温
は約３０℃程度であるので、圧力抑制プール４と外周プ
ール３０の温度差が大きくなり、鋼製の格納容器５壁自
体を伝熱面とした自然放熱により格納容器５を冷却でき
る。

【００４２】なお、残留熱除去のためのポンプ６が作動
しているが、熱交換器７の除熱機能が喪失した場合に
は、圧力抑制プール４水位は、ほぼ定格値のままで変化
せず、逃がし安全弁からの蒸気凝縮で圧力抑制プール４
の温度が上昇する。

【００４３】この場合、外周プール３０への伝熱面積を
拡大するため外周プール３０の水位を上昇させることが
好ましいが、水位差が大きくなると外周プール３０から
格納容器５に外圧が加わる可能性がある。

【００４４】しかし、圧力抑制プール４の水温上昇によ
り格納容器５の内圧が上昇しているので、水位差による
外圧の影響は緩和される。

【００４５】したがって、外周プール３０水位を圧力抑
制プール４の水位より高くすることが可能であり、ウェ
ットウエル３領域からの放熱も期待できる。

【００４６】なお、外周プール３０は、放熱により温度
が上昇して１００℃になると蒸発して水位が減少する。

【００４７】このため、図１に示すように水位計７０を
設置し、水位信号により弁３４の開度を調節することで
水位一定に制御すれば、伝熱面積の変動が小さくなり、
安定して格納容器５を冷却できる。

【００４８】但し、水位信号は必須項目ではなく、事故
時に発生する熱量に相当する量を注水する制御系でも可
能である。

【００４９】図４は、本実施例における使用済燃料プー
ル冷却系の概略系統図を示す。

【００５０】復水貯蔵タンク２４やろ過水タンク２５か
らの冷却水は、配管３２から使用済燃料プール１０に供
給される。

【００５１】冷却水は、使用済燃料プール１０のせきか
ら溢水してすきまサージタンク１６に流入する。

【００５２】通常時には、すきまサージタンク１６内の
プール水は配管５０を流れて、ポンプ５１で昇圧され
て、ろ過脱塩装置５２を経由して熱交換器５３で原子炉
補機冷却系５４の冷却水で除熱される。

【００５３】崩壊熱除去に失敗した事故の場合には、原
子炉補機冷却系５４側の除熱機能が喪失し、使用済燃料
プール１０の水温上昇や水位低下が生じる可能性があ
る。

【００５４】しかし、本実施例では、配管３２を介し
て、復水貯蔵タンク２４やろ過水タンク２５から低温の
冷却水が供給されるので、使用済燃料１５の冷却機能を
維持できる。

【００５５】さらに、すきまサージタンク１６からの冷
却水を配管３３を介して格納容器５と原子炉建屋９の間
隙に設けたスプレイヘッダ４２に供給することができ
る。

【００５６】これにより、ドライウエル２領域と接する
格納容器５の上部の円すい部領域に冷却水をスプレイす
ることが可能になり、格納容器５の冷却性能が向上す
る。

【００５７】なお、配管３２，３３を用いた使用済燃料
プール冷却系への注水量を多くすれば、ドライウエル２
領域と接する格納容器５の円すい部を冷却しながら、外
周プール３０を形成することも可能である。

【００５８】図５は、本実施例において原子炉建屋９と
機器ハッチ１７の貫通部との間隙から、外周プール３０
で発生した蒸気を原子炉建屋９内に放出する場合の概念
図である。

【００５９】本実施例の原子炉建屋９内の機器配置にお
いては、非常用炉心冷却系の電気品等は機器ハッチ１７
の貫通部より上方の階にあり、その箇所における原子炉
建屋９と他の配管貫通部との間隙は密封構造としてい
る。

【００６０】そこで、原子炉建屋９と機器ハッチ１７の
貫通部との間隙から選択的に外周プール３０からの蒸気
を放出するものである。

【００６１】図６は、換気空調系の排気ダクトの概略系
統図を示す。

【００６２】本実施例では、外周プール３０からの蒸気
が機器ハッチ１７の貫通部のある階と配管４１により運
転階に放出されるので、排気ダクト６０，６１から、フ
ィルタ６２，ブロワ６３を介して排気筒６５より原子炉
建屋９外へ蒸気を排気する。図７は、出力１１０万ｋＷ
ｅ級で、格納容器直径が約２６ｍの場合における除熱性
能を評価した結果の一例を示す。

【００６３】この評価例では、格納容器５の下部円筒領
域（圧力抑制室から外周プール）からの除熱のみを考慮
している。

【００６４】原子炉建屋９と格納容器５の間隙に注水し
て、外周プール３０の水位を約１１ｍ確保すれば、除熱
量が崩壊熱を上回り、格納容器５の圧力が耐圧強化ベン
トの開始圧力である設計圧力の２倍に達しない結果とな
り、格納容器５からのガスベントを回避できる。

【００６５】また、使用済燃料プール１０冷却系からの
スプレイ水による格納容器５の上部円すい領域における
除熱も考慮すれば、格納容器５の圧力上昇をさらに効果
的に抑制できる。

【００６６】なお、除熱量に応じて外周プール３０から
蒸気が発生して、換気空調系の排気ダクト６０，６１か
ら排気筒６５に放出される。

【００６７】しかし、蒸気の最大流量は換気空調系の定
格風量と比較すると小さく、原子炉建屋９内の圧力上昇
に及ぼす影響は小さい。

【００６８】図８は、事故収束後における本実施例の概
略系統図を示す。

【００６９】事故収束後は、残留熱除去系のポンプ６や
熱交換器７の機能が回復するので、まず熱交換器７によ
り圧力抑制プール４を冷却して、格納容器５内の蒸気分
圧を低下させる。

【００７０】また、外周プール３０への伝熱面積を拡大
するために圧力抑制プール４の水位を上昇させた場合に
は、ドレン系のポンプ１８を起動して定格水位まで排水
することで、ウェットウエル３容積を回復し不凝縮性気
体分圧を低下させる。

【００７１】この際、外周プール３０の水位が圧力抑制
プール４の水位より高く、かつ格納容器５の内圧が低下
した場合には、外圧による座屈が生じる可能性がある。

【００７２】このため、外周プール３０の排水用のポン
プ３８を起動して、水位を低下させる。

【００７３】本実施例では、外周プール３０の排水先を
圧力抑制プール４としており、両プール間の水位差が拡
大しないようにしている。

【００７４】以上述べたように、本実施例では、シビア
アクシデント発生後に復水貯蔵タンク等からの冷却水を
鋼製の格納容器と原子炉建屋の間隙に注水することで、
格納容器内のガスをベントすることを回避できる。

【００７５】また、冷却水の注水によって形成された外
周プールからの蒸気は、非常用炉心冷却系機器に影響し
ない領域の原子炉建屋内に放出して、換気空調系の排気
ダクトを介して排気筒から放出させることができ、新設
の蒸気放出配管などが不要である。

【００７６】さらに、使用済燃料プールの冷却機能を維
持しながら格納容器の冷却性能を向上させることが可能
となる。

【００７７】

【発明の効果】請求項１の発明によれば、シビアアクシ
デント時においても、ポンプを用いた注水で短時間に原
子炉格納容器に接する外周プールを形成し、原子炉格納
容器を外部から冷却することで原子炉格納容器のガスベ
ントを回避して事故を迅速に収束させることができるの
で原子炉の安全性が向上する。

【００７８】請求項２の発明によれば、シビアアクシデ
ント時においても、ポンプを用いた注水で短時間に原子
炉格納容器に接する外周プールを形成し、原子炉格納容
器を外部から冷却することで原子炉格納容器のガスベン
トを回避して事故を迅速に収束させることができるので
原子炉の安全性が向上する上、外周プールからの蒸発蒸
気を原子炉建屋内の換気空調系の排気手段を利用して放
出できるので、原子炉格納容器の冷却効果が向上すると
ともに、新規の蒸気放出系設備が不要となる。請求項３
の発明によれば、シビアアクシデント時においても、ポ
ンプを用いた注水で短時間に原子炉格納容器に接する外
周プールを形成し、原子炉格納容器を外部から冷却する
ことで原子炉格納容器のガスベントを回避して事故を迅
速に収束させることができるので原子炉の安全性が向上
する上、使用済燃料プールの冷却機能を維持しながら原
子炉格納容器の冷却性能をさらに向上できる。

【００７９】請求項４の発明によれば、シビアアクシデ
ント時においても、ポンプを用いた注水で短時間に原子
炉格納容器に接する外周プールを形成し、原子炉格納容
器を外部から冷却することで原子炉格納容器のガスベン
トを回避して事故を収束させることができるので原子炉
の安全性が向上する上、使用済燃料プールの冷却機能を
維持しながら原子炉格納容器の冷却性能をさらに向上
し、その冷却により生じた蒸発蒸気を原子炉建屋内の換
気空調系の排気手段を介して放出できるので、冷却機能
の継続が維持でき、しかも既設の原子炉設備に本発明を
採用した際には、上記蒸気の放出のための新規の蒸気放
出系設備が不要となる。

【００８０】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、原子炉格納容器を外側から冷却す
るために用いる冷却水の水源水を貯える新設のタンクを
必要としない。

【００８１】請求項６の発明によれば、請求項４又は請
求項５の発明による効果に加えて、原子炉格納容器を外
側から冷却したことにより生じた蒸発蒸気の排出を原子
炉建屋に専用の開口部を新設することなく達成できる。

【００８２】請求項７の発明によれば、請求項１から請
求項６までのいずれか一項の発明による効果に加えて、
事故収束後に外周プールの水位を低減させるための排水
系設備を設けたことにより、外周プール内冷却水による
原子炉格納容器の座屈を防止することが容易となるとい
う効果が得られる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の一実施例における原子炉格納容器の冷
却設備の系統図である。

【図２】従来の原子炉の冷却設備の冷却水供給系統図で
ある。

【図３】本発明の一実施例における代替注水設備の系統
図である。

【図４】本発明の一実施例における使用済燃料プール冷
却系の系統図である。

【図５】本発明の一実施例における原子炉建屋内への蒸
気流路を示す概念図である。

【図６】本発明の一実施例における原子炉建屋内の換気
空調設備の排気ダクト系の概略系統図である。

【図７】本発明の一実施例における除熱性能評価結果を
示したグラフ図である。

【図８】本発明の他の実施例における原子炉格納容器の
冷却設備の系統図である。

【符号の説明】

１…原子炉容器、２…ドライウエル、３…ウェットウエ
ル、４…圧力抑制プール、５…原子炉格納容器、６，３
８，５１…ポンプ、７…熱交換器、９…原子炉建屋、１
０…使用済燃料プール、１１…貫通口、１２，１３，１
４，２０，２１，２２，２３，３１，３２，３３，３
７，４１，５０，６４…配管、１５…使用済燃料、１６
…すきまサージタンク、１７…機器ハッチ、１８…ドレ
ン系ポンプ、２４…復水貯蔵タンク、２５…ろ過水タン
ク、２６…復水補給水系ポンプ、２７…消火系ポンプ、
２８，３４，３５，３６，３９，４０…弁、３０…外周
プール、４２…スプレイヘッダ、５２…ろ過脱塩装置、
５３…燃料プール熱交換器、５４…原子炉補機冷却系、
６０，６１…排気ダクト、６２…フィルタ、６３…ブロ
ワ、６５…排気筒。

フロントページの続き (72)発明者 久持 康平 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 (7)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】原子炉建屋に囲われた原子炉格納容器と前
   記建屋との間隙に、前記原子炉格納容器の外側に置かれ
   た冷却水水源からポンプで送水される注水流路を連通接
   続してある原子炉プラントの冷却設備。
2. 【請求項２】室内に建屋外への排気手段が装備された原
   子炉建屋と、前記原子炉建屋に囲われるとともに圧力抑
   制室を包含する原子炉格納容器と、前記原子炉建屋と前
   記原子炉格納容器との間隙と、前記間隙に前記原子炉格
   納容器の外側に置かれた冷却水水源からポンプで送水さ
   れる注水流路を連通接続した注水手段と、前記圧力抑制
   室よりも高い高さ位置の前記間隙の雰囲気を前記室内に
   連通する流路とを備えた原子炉プラントの冷却設備。
3. 【請求項３】原子炉設備の使用済燃料プールに前記原子
   炉格納容器の外側に置かれた冷却水水源からポンプで送
   水する注水流路と、前記使用済燃料プールから前記原子
   炉格納容器と原子炉建屋との間隙内に前記使用済燃料プ
   ールからの溢水を注水する他の注水流路とを備えた原子
   炉プラントの冷却設備。
4. 【請求項４】室内に建屋外への排気手段が装備された原
   子炉建屋と、 前記原子炉建屋に囲われるとともに圧力抑制室を包含す
   る原子炉格納容器と、 前記原子炉建屋と前記原子炉格納容器との間隙と、 前記間隙に前記原子炉格納容器の外側に置かれた冷却水
   水源からポンプで送水される第１の注水流路を連通接続
   した注水手段と、 前記圧力抑制室よりも高い高さ位置の前記間隙の雰囲気
   を前記室内に連通する流路と、 原子炉設備の使用済燃料プールに前記原子炉格納容器の
   外側に置かれた冷却水水源からポンプで送水する第２の
   注水流路と、 前記使用済燃料プールから前記原子炉格納容器と原子炉
   建屋との間隙内に前記使用済燃料プールからの溢水を注
   水する第３の注水流路とを備えた原子炉プラントの冷却
   設備。
5. 【請求項５】請求項４において、冷却水源は、復水貯蔵
   タンク又は消火系のろ過水タンク内の水であることを特
   徴とした原子炉プラントの冷却設備。
6. 【請求項６】請求項４又は請求項５において、前記間隙
   の雰囲気を前記室内に連通する流路は、原子炉建屋の室
   内と原子炉格納容器とを連絡している機器ハッチの外周
   囲と前記原子炉建屋壁との間隙に備えられていることを
   特徴とした原子炉プラントの冷却設備。
7. 【請求項７】請求項１から請求項６までのいずれか一項
   において、原子炉建屋と原子炉格納容器との間隙の冷却
   水を前記隙間の外に排出する排水設備を備えたことを特
   徴とした原子炉の冷却手段。