JPS63221291A

JPS63221291A - 原子炉設備

Info

Publication number: JPS63221291A
Application number: JP62054037A
Authority: JP
Inventors: 稲垣　政勝; 塩沢　昭彦; 新野　毅
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1987-03-11
Filing date: 1987-03-11
Publication date: 1988-09-14

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】〔産業上の利用分野〕本発明は、沸騰水型原子力発電設備に係わり、特に原子
炉格納容器内原子炉圧力容器まわりのしやへい壁構造の
適正化による格納容器内配置のコンパクト化と物量低減
化に好適な原子力発電設備に関する。

〔従来の技術〕

公知例については、類似した構造である特許出願公開昭
５６−７３３８９号に記載の原子炉格納容器の圧力抑制
装置について第３図を用い以下説明する。

第３図で１は原子炉格納容器であって、この原子炉格納
容器１内上部には原子炉圧力容器２が収容されている。

そしてこの原子炉圧力容器２は原子炉格納容器１の底部
から立設されたコンクリート製のペデスタル３上に据付
けられている。そしてこの原子炉格納容器１内の中間部
にはダイヤフラムフロア４が設けられ、このダイヤフラ
ムフロア４によって原子炉格納容器１内は上下に区間さ
れ、下部は圧力抑制室５に形成されている。そして、こ
の圧力抑制室５の下部には多量のプール水を貯留した圧
力抑制プール６が設けられ、この圧力抑制プール６の底
面にはライナープレート７が設けられている。なお、８
はキャツトウオークである。そして、上記圧力抑制室５
内には上記ペデスタル３を囲んで二重筒状の連通筒９が
立設されている。この連通筒９は内筒１０と外筒１１と
から構成され、内筒１０と外筒１１との間は蒸気等が流
通される流通路１２に形成されている。なお、この連通
筒９の下部には外筒１１と内筒１０との間にコンクリー
トが充填され、この連通筒９の下端を原子炉格納容器１
の下端に固定している。また、上記内筒１０の内筒面と
ペデスタル３の外周面との間には断熱材１５が介在され
ている。そしてこの連通筒９の上端は上記ダイヤフラム
フロア４を貫通し、流通路１２の上端は上記原子炉圧力
容器２が収容されている原子炉格納容器１内上部に連通
し、またこの連通筒９の下端部は圧力抑制プール６内に
浸漬されている。そして、この連通筒９の外筒１１と内
筒１０との間すなわち流通路１２内には放射状に複数の
案内板１３が設けられている。これら案内板１３は上下
方向に沿って設けられ、それぞれ同方向の螺旋状をなし
ている。

また、上記外筒１１の下端部局壁には比較的小径の多数
の連通孔１４が形成され、これら連通孔１４は圧力抑制
プール６のプール水中に開口している。

上述の如く構成された従来技術の一実施例は、原子炉の
一次系配管等が破断して原子炉格納容器１上部に蒸気や
冷却水が放出された場合、この蒸気は連通筒９の外筒１
１と内筒１０との間の流通路１２を通って連通孔１４か
ら圧力抑制プール６のプール水中に放出されて凝縮する
。そして、この際にまず流通路１２内の水が下方に押し
下げられ、連通孔１４から噴出するが、これら連通孔１
４は外筒１１の周壁に設けられて水平方向に開口してい
るので、高速で噴出する水は圧力抑制プール６め底面に
当ることはなく、損傷等は生じない０次に原子炉格納容
器ｌ内に封入されていた窒素ガスや空気等の非凝縮性ガ
スが噴出するが、この非凝縮性ガスは流通路１２を通る
際に螺旋状の案内板１３によって案内されて旋回流とな
り、また、多数の比較的小径の連通孔１４から分散して
噴出するので噴出した気泡が小さく、また旋回による遠
心力でプール水中に分散されるので、この気泡によるプ
ール水の押上げすなわちプールスフエル現象は緩和され
、プール水面上構造物やキャツトウオーク８等の破損が
防止される。そして、この後に高温、高圧の蒸気が噴出
されるが、この蒸気も上記の非凝縮性ガスの場合と同様
に案内板１３によって旋回されるとともに多数の連通孔
１４から分散してプール水中に放出されるため、蒸気泡
が小さく、かつ旋回流となって噴出する蒸気のためにプ
ール水が回転されてプール水の温度が均一になるため、
上記蒸気泡の消滅が均一となって振動を生じることがな
い。また、この連通筒９は従来の比較的小径のベント管
と異なり、大径のものであるから構造的に強固であり、
従来のベント管の如く振動を生じることがない。また、
上記の如く蒸気のプール水中への放出に伴う振動が緩和
されることから、この圧力抑制プール６の底面に負圧が
発生することもなく、ライナープレート７が浮き上るよ
うなこともない。また、この連通筒９の内筒１０とペデ
スタル３との間には断熱材１５が介在されているから、
流通路１２を通る高温の蒸気の熱がペデスタル３に伝え
られることがなく、このペデスタル３が熱によって損傷
を受けることもない。

以上の如〈従来技術はペデスタルを囲んで二重円筒状の
連通筒を設け、この連通筒の下端部を圧力抑制プール中
に浸漬するとともにこの連通筒の外筒と内筒との間に螺
旋状の案内板を設け、また外筒の下端部に多数の連通孔
を形成したものである。

〔発明が解決しようとする問題点〕

上記従来技術では、原子炉格納容器の圧力抑制室につい
て原子炉の一次系配管等が破断して原子炉格納容器上部
に蒸気や冷却９水が放出された場合に、原子炉格納容器
内の構造物の損傷を防止するという観点からベント管の
代わりに二重筒状の連通筒を設けているため、各設備の
配置構成上必要とされるじゃへい構造物等の合理化が困
難な構成となっている。

本発明の目的は、原子炉格納容器内設備スペース削減等
の配置および定検時作業性向上の上で大幅な効果を有す
る原子炉の設備を提供することにある。

〔問題点を解決するための手段〕

上記目的は、炉心を内蔵した圧力容器と、蒸気を凝縮す
るサプレッションプール水とを備えた原子炉設備におい
て、前記サプレッションプール水の水面レベルよりも下
位に前記炉心の上端が位置するように前記圧力容器を配
置して備え、前記サプレッションプール水と前記圧力容
器との間に錆性のガンマ線遮蔽壁を備えることを特徴と
した原子炉設備によって達成される。

〔作用〕

炉心がサプレッションプール水面よりも下位にあるので
、炉心からの放射線がプール水である程度しゃへいされ
ることになり、圧力容器廻りのしやへい壁の実質的厚さ
が薄くて良く、且つプール水領域と熱伝導性の良い鋼製
であるじやへい壁と圧力容器とがほぼ同一レベル配置に
集約されて原子炉格納容器内熱吸収機能が大幅に上昇す
る。

〔実施例〕

以下に従来例における問題点を解決するための本発明の
実施例の概要を説明する。

本発明の実施例が対象としている自然循環式沸騰小型原
子力発電設備においては、従来の沸騰水型原子力発電設
備と異り、いわゆる原子炉再循環系設備がないため原子
炉圧力容器内−次冷却水位との関連による再循環ポンプ
の必要水頭制限により定まる設置位置要求がなくなるこ
とにより原子炉圧力容器設置レベルを下部に移動させる
ことが可能であるため、原子炉圧力容器内原子炉炉心上
端部が周辺のホットウェル内サプレッションプール水面
レベルより下位になるようなレベルに原子炉圧力容器が
設置されている。

従って、ドライウェル突出空間部の円筒部に従来のダイ
ヤプラム床に相当するドライウェルとホットウェルのバ
ウンダリを構成すると同時にガンマ線じゃへい機能を有
する鋼製のガンマ線じゃへい壁を構成し、本鋼製じゃへ
い壁内にドライウェルからサプレッションプール水へ通
過させたベント管及び原子炉圧力容器内部温度・圧力等
を計測する目的で設置される電気ケーブルを内包させた
構造とすることにより、以下の好適な合理的原子炉格納
容器内の設備配置構成効果が得られる。

すなわち、原子炉炉心上端部が周辺のウェットウェル内
サプレッションプール水位レベル以下に設定されること
と本原子炉炉心まわりには上記鋼製じゃへい壁が構成さ
れていることによる相乗効果として、サプレッションプ
ール水による原子炉格納容器内熱吸収機能の大幅な上昇
効果により原子炉格納容器内の換気空調設備容量を従来
と比べ大幅に低減させる作用を有すること６また、鋼製じゃへい壁内にベント管及び電気ケーブルを
内包させることにより、従来のベント管構造や電気ケー
ブルの引き廻しが不要となり原子炉格納容器内設備容積
を低減させコンパクトな配置が可能となること。

さらに、以上述べた原子炉格納容器内必要設備容積の削
減により定期検査時における作業スペースを確保し効率
的な検査が可能となること。

以下に上記作動原理に基づく本発明の実施例を図を用い
てより具体的に説明する。

第１図は、本発明による自然循環式沸騰水型原子力発電
設備の原子炉圧力容器、ｍ子炉格納容器並びに周辺部の
設備配置構成が示されている。

本図において、原子炉炉心１６を内包する原子炉圧力容
器２はその下部大半がウェットウェル１９の中心部に形
成されたドライウェル１０の突出した空間部に配され、
特にその原子炉炉心上端部はウェットウェル１９内のサ
プレッションプール水２４の水位面レベルよりも下部に
設置するよう構成されている。

上記原子炉圧力容器２の下部が配置されているドライウ
ェル１８の突出空間の外側には、内部にドライウェル１
８゛とウェットウェル１９内のサプレッションプール水
２４部を連結するベント管１７及び原子炉圧力容器内温
度・圧力等の計測する目的で設置される電気ケーブル２
３を内包する二重円筒状構造の鋼製じゃへい壁２２が設
置され、ダイヤフラム床４と共にドライウェル１８とウ
ェットウェル１９のバウンダリを構成している。

また、原子炉圧力容器２はその底部で圧力容器スカート
２１を介して原子炉建屋基礎構造に支持させた構造をと
っており、原子炉建屋内の配置構成上炉心位置が極めて
低いいわゆる低重心型の原子炉圧力容器配置を構成して
いる。

また、第２図には、第１図の本発明の原子力発電設備の
原子炉炉心１６レベルの平面図を示すが。

本図に示される如く、原子炉炉心１６の外側には。

鋼製じゃへい壁２２、さらにはサプレッションプール水
２４．および原子炉格納容器１を介して生体じゃへい壁
２０が配され、原子炉炉心によるじゃへい構造として、
多重の構造物とサプレッションプール水２４が機能する
配置特徴を有していることとなっている。

このように構成された本発明の原子力発電設備において
は１作用原理についての説明でも記述した如く、原子炉
炉心上端部が周辺のウェットウェル１９内のサプレッシ
ョンプール２４水位レベル以下に設定されることと、本
原子炉炉心１６まわりには上記鋼製しゃへい壁２２が構
成されていることによる相乗効果として、サプレッショ
ンプール水２４による原子炉格納容器１内熱吸収機能の
大幅な上昇効果により原子炉格納容器１内の換気空調設
備容量を従来と比べ大幅に低減させる作用を有すること
、また、鋼製じゃへい壁２２内にベント管１７及び電気
ケーブル２３を内包させることにより、従来のベント管
構造や電気ケーブルの引き廻しが不要となり原子炉格納
容器内設備容積を低減させコンパクトな配置が可能とな
ること、さらに１以上述べた原子炉格納容器内必要設備
容積の削減により定期検査時における作業スペースを確
保し効率的な検査が可能となること、および炉心の低重
心化による耐震性の大幅向上がはかれる等配置効率の向
上によるコンパクト化、関連設備構造の削除、しやへい
効果の向上にからむ構造軽減によるコスト低減化と建設
性の向上、耐震安全性の向上化等大きな利点を有する効
果が可能となる。

〔発明の効果〕

本発明によれば、しやへい壁をｓｇと成し、このしやへ
い壁の近傍に圧力容器やプール水を集約配置したことに
より従来になくコンパクトで圧力容器側からの熱的放散
処理がし易いという原子炉設備が提供できる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例による原子炉設備の縦断面図
、第２図は第１図の原子炉炉心レベルでの平断面図、第
３図は従来技術による原子炉設備の要部縦断面図である
。１・・・原子炉格納容器、２・・・原子炉圧力容器、３
・・・ペデスタル、４・・・ダイヤフラムフロア、５・
・・圧力抑制室、６・・・圧力抑制プール、７・・・ラ
イナープレート、８・・・キャトウオーク、９・・・連
通筒、１０・・・内筒、１１・・・外筒、１２・・・流
通路、１３・・・案内板、１４・・・連通孔、１５・・
・断熱材、１６・・・原子炉炉心、１７・・・ベント管
、１８・・・ドライウェル、１９・・・ウェットウェル
、２０・・・生体しやへい壁、２１・・・圧力容器スカ
ート、２２・・・鋼製しやへい壁、２３・・・電気ケー
ブル、２４・・・サプレッションプール水。

Claims

【特許請求の範囲】１、炉心を内蔵した圧力容器と、蒸気を凝縮するサプレ
ッションプール水とを備えた原子炉設備において、前記
サプレッションプール水の水面レベルよりも下位に前記
炉心の上端が位置するように前記圧力容器を配置して備
え、前記サプレッションプール水と前記圧力容器との間
に鋼性のガンマ線遮蔽壁を備えることを特徴とした原子
炉設備。２、特許請求の範囲の第１項において、前記遮蔽壁は、
内部に前記蒸気の前記サプレッションプール水中への通
路と計装ケーブルの配置スペースとを互いに区画されて
備えることを特徴とした原子炉設備。