JP2008039403A - Nuclear reactor containment installation and nuclear reactor building - Google Patents

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Abstract

<P>PROBLEM TO BE SOLVED: To downsize a nuclear reactor containment installation and a nuclear reactor building. <P>SOLUTION: The nuclear reactor building 25 includes the nuclear reactor containment installation 30 and an apparatus chamber 19 disposed below the containment installation 30. The containment installation 30 includes a nuclear reactor containment vessel 1, a pedestal 6, a diaphragm floor 7, and an isolation wall 21. The isolation wall 21, being annular and encircling a nuclear reactor pressure vessel 3, is installed on the diaphragm floor 7. The pedestal 6, the diaphragm floor 7, and the isolation wall 21, isolate a dry well from a pressure suppression chamber 10 while the isolation wall 21 isolates the dry well from a wet well 12. The wet well 12 exists between the isolation wall 21 and the containment vessel 1. The containment installation and the reactor building are downsized by the installing of the isolation wall 21 and by the existence of the wet well 12 between the isolation wall 21 and the containment vessel 1. <P>COPYRIGHT: (C)2008,JPO&INPIT

Description

本発明は、原子炉格納施設及び原子炉建屋に係り、特に、沸騰水型原子炉に適用するのに好適な原子炉格納施設及び原子炉建屋に関する。   The present invention relates to a reactor containment facility and a reactor building, and more particularly to a reactor containment facility and a reactor building suitable for application to a boiling water reactor.

沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）は、大別すると、ＢＷＲ改良の系列（仮に従来型ＢＷＲとよぶ）及び改良型ＢＷＲ（ＡＢＷＲ）がある。米国で初めて商用発電炉として建設されたＢＷＲがDresden１号機（1960年７月全出力運転）でＢＷＲ−Ｉ型である。このＢＷＲ−Ｉ型は加圧水型原子炉（ＰＷＲ）のような二重サイクルでかつ乾式原子炉格納容器を有している。ＢＷＲ−II型以降は、炉心は出力密度を下げて小型化され、蒸気ドラムは原子炉容器内に格納され単純化されて直接サイクル化された。更に、非常用炉心冷却設備（ＥＣＣＳ）は多重化された。従来型ＢＷＲは、原子炉格納容器が圧力抑制プール型となって小型化され、ほぼ現在のＢＷＲの構成となった。さらに、ＢＷＲは改良が重ねられＡＢＷＲとなった。   Boiling water reactors (BWR) can be broadly divided into BWR improvement series (provisionally called conventional BWR) and improved BWR (ABWR). The first BWR built as a commercial power reactor in the United States is Dresden No. 1 (all power operation in July 1960) and is the BWR-I type. This BWR-I type is a double cycle like a pressurized water reactor (PWR) and has a dry reactor containment vessel. After BWR-II, the core was reduced in size by reducing the power density, and the steam drum was stored in the reactor vessel and simplified and directly cycled. In addition, emergency core cooling facilities (ECCS) were multiplexed. The conventional BWR has a reactor containment vessel that is a pressure suppression pool type and is downsized, and has almost the same configuration as the current BWR. In addition, BWR has been improved to ABWR.

原子炉格納容器の形状は、非特許文献１に記載されているように、ＭＡＲＫ−Ｉ型ＰＣＶ（ドライウェルと圧力抑制プールを分割）からＭＡＲＫ−II型ＰＣＶ（ＰＣＶドライウェルと圧力抑制プールを一体型とし上下に配置）を経て現在のＡＢＷＲ型ＲＣＣＶ（ドライウェルと圧力抑制プールを分割し、円筒形の鉄筋コンクリート製格納容器）となった。   As described in Non-Patent Document 1, the shape of the reactor containment vessel is from MARK-I type PCV (dividing the dry well and pressure suppression pool) to MARK-II type PCV (PCV dry well and pressure suppression pool. After being integrated and arranged vertically, the current ABWR type RCCV (dry well and pressure suppression pool is divided into a cylindrical reinforced concrete containment vessel).

さらに、特許文献１に示された原子炉格納容器は、ＥＳＢＷＲの原子炉格納容器であり、基本的な形状がＡＢＷＲと同じであり、圧力抑制室の下方に機器室を設けている。   Furthermore, the reactor containment vessel shown in Patent Document 1 is an ESBWR reactor containment vessel, the basic shape of which is the same as that of ABWR, and an equipment chamber is provided below the pressure suppression chamber.

特許文献２に示された原子炉格納容器は、ペデスタル上に設けられて原子炉圧力容器を取り囲む原子炉遮へい体の更に外側を取り囲む環状の遮へい壁を、圧力抑制室上方のドライウェル内に設けている。この遮へい壁は、原子炉格納容器内での点検作業時の被ばく線量を低減する目的で設けられる。遮へい壁は、ダイアフラムフロア上に設置されており、遮へい扉が取り付けられた出入口を設けている。   The reactor containment vessel shown in Patent Document 2 is provided with an annular shielding wall on the pedestal surrounding the reactor pressure vessel surrounding the reactor pressure vessel in the dry well above the pressure suppression chamber. ing. This shielding wall is provided for the purpose of reducing the exposure dose during the inspection work in the reactor containment vessel. The shielding wall is installed on the diaphragm floor and has an entrance with a shielding door attached.

特開２００４−３３３３５７号公報JP 2004-333357 A 特開平７−３０６２８７号公報JP-A-7-306287 軽水炉発電所のあらまし（改訂版）、（財）原子力安全協会、 平成4年10月、３４８頁、付録２Summary of light water reactor power plant (revised version), Nuclear Safety Association, October 1992, p. 348, Appendix 2

原子炉格納容器は原子炉建屋内に設けられる。原子炉格納容器は、核***連鎖反応を制御しながら持続させる装置である原子炉圧力容器を内蔵している。原子炉格納容器は、通常、球形あるいは釣鐘形の鋼鉄製または鉄筋コンクリート製（内面をライナーで被覆）で気密・耐圧になっており、原子炉の事故、原子炉冷却系機器等の破損などの異常時に、放射性物質が外部に放出されるのを防ぐ機能を有している。原子炉建屋は、原子炉格納容器、及び原子炉の冷却系統設備等を収容する建造物である。   The reactor containment vessel is installed in the reactor building. The reactor containment vessel contains a reactor pressure vessel, which is a device that maintains the fission chain reaction in a controlled manner. The containment vessel is usually made of spherical or bell-shaped steel or reinforced concrete (inner surface is covered with a liner) and is airtight and pressure resistant. Abnormalities such as reactor accidents, damage to reactor cooling system equipment, etc. Sometimes it has a function to prevent radioactive substances from being released to the outside. The reactor building is a building that houses a reactor containment vessel, a reactor cooling system facility, and the like.

このため、原子炉建屋のレイアウト並びに建屋寸法を決定するためには、原子炉安全上重要な建造物である原子炉格納容器の設置スペースを確保するとともに、原子炉冷却設備等の機器の設置に必要なスペースを確保する必要がある。   For this reason, in order to determine the layout of the reactor building and the building dimensions, the installation space for the reactor containment vessel, which is an important building for reactor safety, must be secured, and equipment such as the reactor cooling facility can be installed. It is necessary to secure the necessary space.

一方、近年になり、原子力発電所施設においては、主として経済性の向上の観点から原子炉建屋の小型化が必要不可欠となっている。   On the other hand, in recent years, in nuclear power plant facilities, downsizing of the reactor building has become indispensable mainly from the viewpoint of improving economic efficiency.

本発明の目的は、小型化された原子炉格納施設及び原子炉建屋を提供することにある。   An object of the present invention is to provide a reactor containment facility and a reactor building that are reduced in size.

上記した目的を達成する本発明の特徴は、原子炉容器の周囲を取り囲んでドライウェルと圧力抑制室内のウェットウェルを隔離する隔離壁を、ダイアフラムフロアに取り付け、隔離壁をウェットウェルが取り囲んでいることにある。   A feature of the present invention that achieves the above-described object is that an isolation wall that surrounds the reactor vessel and isolates the dry well and the wet well in the pressure suppression chamber is attached to the diaphragm floor, and the isolation wall is surrounded by the wet well. There is.

本発明は、ドライウェルと圧力抑制室内のウェットウェルを隔離する隔離壁をウェットウェルが取り囲んでいるため、ドライウェルの容積を小さくすることができ、原子炉格納容器を小型化することができる。また、ウェットウェルが隔離壁と原子炉格納容器との間に存在するため、圧力抑制プールの冷却材液面からダイアフラムフロアまでの高さをより低くすることができる。このため、原子炉格納容器をより小型化できる。したがって、原子炉格納施設を小型化でき、原子炉建屋を小型化できる。   In the present invention, since the wet well surrounds the isolation wall separating the dry well and the wet well in the pressure suppression chamber, the volume of the dry well can be reduced, and the reactor containment vessel can be downsized. Further, since the wet well exists between the isolation wall and the reactor containment vessel, the height from the coolant level of the pressure suppression pool to the diaphragm floor can be further reduced. For this reason, the reactor containment vessel can be further downsized. Therefore, the reactor containment facility can be reduced in size, and the reactor building can be reduced in size.

また、筒状部材が、原子炉容器に接続された配管の、ウェットウェル内に位置する部分を取り囲んでおり、この筒状部材の内部空間がドライウェルに連絡され、筒状部材がドライウェルとウェットウェルを隔離している構成を有する。   Further, the cylindrical member surrounds a portion of the pipe connected to the reactor vessel located in the wet well, the internal space of the cylindrical member is connected to the dry well, and the cylindrical member is connected to the dry well. The wet well is isolated.

更に、筒状部材が、隔離壁の外側に配置されて、隔離壁の、配管が貫通する部分に取り付けられている。   Furthermore, the cylindrical member is arrange | positioned on the outer side of the isolation wall, and is attached to the part which piping penetrates of the isolation wall.

本発明によれば、原子炉格納施設を小型化することができ、原子炉建屋が小型化される。   According to the present invention, the reactor containment facility can be downsized, and the reactor building can be downsized.

以下、本発明の実施例について説明する。
（実施例１）
本発明の好適な一実施例である原子炉建屋を、図１を用いて以下に説明する。原子炉格納施設３０を含む原子炉建屋２５は、岩盤に設置したマット２上に設置される。原子炉建屋２５は、原子炉格納施設３０の下方に配置された機器室１９、原子炉格納施設３０の周囲に配置された他の複数の部屋（機器を配置）２０を含んでいる。原子炉格納施設３０は、原子炉格納容器１、ペデスタル（原子炉本体基礎）６、ダイアフラムフロア７及び隔離壁２１を備えている。 Examples of the present invention will be described below.
(Example 1)
A reactor building which is a preferred embodiment of the present invention will be described below with reference to FIG. The reactor building 25 including the reactor containment facility 30 is installed on the mat 2 installed on the rock. The reactor building 25 includes an equipment room 19 disposed below the reactor containment facility 30 and a plurality of other rooms (equipment disposed) 20 disposed around the reactor containment facility 30. The reactor containment facility 30 includes a reactor containment vessel 1, a pedestal (reactor body foundation) 6, a diaphragm floor 7, and an isolation wall 21.

原子炉格納容器１は、核***によって発生する熱エネルギーを取り出して水を沸騰させて蒸気を発生させる装置である原子炉圧力容器３を格納している。原子炉格納容器１は、トップヘッド４、トップスラブ５、内部の気密性を確保するライナー部材（例えば、ステンレス鋼）２６及び耐圧性を保持する鉄筋コンクリート壁（生体遮へい壁）２７を有する。トップスラブ５は、原子炉格納容器１の頂部を形成し、鉄筋コンクリート壁２７に連結されている。鉄筋コンクリート壁２７は、原子炉格納容器１の側壁を形成している。ライナー部材２６は、トップスラブ５及び鉄筋コンクリート壁２７の内面を覆っており、アンカー部材によってトップスラブ５及び鉄筋コンクリート壁２７と結合されている。原子炉格納容器１内には、ドライウェル及び圧力抑制室１０が形成される。ドライウェルは、上部ドライウェル８及び下部ドライウェル９を含んでいる。圧力抑制室１０は、冷却水を張った圧力抑制プール１１と圧力抑制プール１１より上方に形成された空間であるウェットウェル１２に区分けされる。圧力抑制室１０の底面にも、気密性を保つために、ライナー部材２６で覆われている。   The reactor containment vessel 1 stores a reactor pressure vessel 3 that is a device that takes out thermal energy generated by nuclear fission and boils water to generate steam. The reactor containment vessel 1 includes a top head 4, a top slab 5, a liner member (for example, stainless steel) 26 that secures airtightness inside, and a reinforced concrete wall (biological shielding wall) 27 that maintains pressure resistance. The top slab 5 forms the top of the reactor containment vessel 1 and is connected to the reinforced concrete wall 27. The reinforced concrete wall 27 forms the side wall of the reactor containment vessel 1. The liner member 26 covers the inner surfaces of the top slab 5 and the reinforced concrete wall 27 and is connected to the top slab 5 and the reinforced concrete wall 27 by an anchor member. A dry well and a pressure suppression chamber 10 are formed in the reactor containment vessel 1. The dry well includes an upper dry well 8 and a lower dry well 9. The pressure suppression chamber 10 is divided into a pressure suppression pool 11 filled with cooling water and a wet well 12 which is a space formed above the pressure suppression pool 11. The bottom surface of the pressure suppression chamber 10 is also covered with a liner member 26 in order to maintain airtightness.

原子炉格納容器１の中央部に、ペデスタル６が配置されている。ペデスタル６はマット２上に設置される。原子炉圧力容器３がペデスタル６に据え付けられている。原子炉圧力容器３は上部ドライウェル８内に配置される。図示されていないが、原子炉圧力容器３を取り囲む円筒状の原子炉遮へい壁がペデスタル６の頂部に設置される。ダイアフラムフロア７はペデスタル６によって支持される。原子炉圧力容器３を取り囲む環状の隔離壁２１がダイアフラムフロア７に設置され、隔離壁２１の上端がトップスラブ５の下面に取り付けられたライナー部材２６の位置まで達している。ペデスタル６、ダイアフラムフロア７及び隔離壁２１は、ドライウェルと圧力抑制室１０とを仕切っている。すなわち、それらはドライウェルと圧力抑制室１０を隔離している。隔離壁２１は、ドライウェルと圧力抑制室１０内のウェットウェル１２とを隔離する。隔離壁２１の外径は原子炉格納容器１の内径よりも小さく、隔離壁２１と原子炉格納容器１との間に、圧力抑制室１０のウェットウェル１２が存在する。ベデスタル６内に形成されるベント管２４は、上部ドライウェル８に連絡されると共に、圧力抑制室１０内の圧力抑制プール１１の水中に開口している。なお、上部ドライウェル８、下部ドライウェル９及びウェットウェル１２は、原子炉の通常運転中は不活性ガス（窒素）雰囲気となっており、火災等の発生を防止している。   A pedestal 6 is disposed in the central portion of the reactor containment vessel 1. The pedestal 6 is installed on the mat 2. A reactor pressure vessel 3 is installed on the pedestal 6. The reactor pressure vessel 3 is disposed in the upper dry well 8. Although not shown, a cylindrical reactor shielding wall surrounding the reactor pressure vessel 3 is installed at the top of the pedestal 6. The diaphragm floor 7 is supported by the pedestal 6. An annular isolation wall 21 that surrounds the reactor pressure vessel 3 is installed on the diaphragm floor 7, and the upper end of the isolation wall 21 reaches the position of the liner member 26 attached to the lower surface of the top slab 5. The pedestal 6, the diaphragm floor 7, and the isolation wall 21 partition the dry well and the pressure suppression chamber 10. That is, they isolate the dry well and the pressure suppression chamber 10. The isolation wall 21 isolates the dry well from the wet well 12 in the pressure suppression chamber 10. The outer diameter of the isolation wall 21 is smaller than the inner diameter of the reactor containment vessel 1, and the wet well 12 of the pressure suppression chamber 10 exists between the isolation wall 21 and the reactor containment vessel 1. A vent pipe 24 formed in the pedestal 6 communicates with the upper dry well 8 and opens into the water of the pressure suppression pool 11 in the pressure suppression chamber 10. The upper dry well 8, the lower dry well 9, and the wet well 12 are in an inert gas (nitrogen) atmosphere during the normal operation of the nuclear reactor, thereby preventing the occurrence of a fire or the like.

原子炉圧力容器３よりも下方に位置している下部ドライウェル９の底面は、圧力抑制室１０の底面よりも下方に位置している。下部ドライウェル９の底面は、マット２の上面を覆っているライナー部材によって形成される。   The bottom surface of the lower dry well 9 positioned below the reactor pressure vessel 3 is positioned below the bottom surface of the pressure suppression chamber 10. The bottom surface of the lower dry well 9 is formed by a liner member that covers the top surface of the mat 2.

隔離壁２１は、鉄筋コンクリート壁である。隔離壁２１内の鉄筋は、図示されていないが、端部に形成されたねじ部を、トップスラブ５の下面に取り付けられたライナー部材２６に設けられた連結部材（例えば、ナットのような形状）内に形成されたねじ部に噛み合わせることによって、そのライナー部材２６に結合される。このライナー部材２６の外面にも内側にねじ部を有する連結部材（図示せず）が設置され、この連結部材にトップスラブ５内の鉄筋の端部のねじ部が結合されている。このような連結構造により、隔離壁２１は、トップスラブ５と一体化される。   The isolation wall 21 is a reinforced concrete wall. Although the reinforcing bar in the isolation wall 21 is not shown in the drawing, a threaded portion formed at an end portion is connected to a connecting member (for example, a shape like a nut) provided on a liner member 26 attached to the lower surface of the top slab 5. ) To be coupled to the liner member 26 by meshing with the threaded portion formed in the inside. A connecting member (not shown) having a screw portion on the inner side is also installed on the outer surface of the liner member 26, and the screw portion at the end of the reinforcing bar in the top slab 5 is coupled to the connecting member. With such a connection structure, the isolation wall 21 is integrated with the top slab 5.

原子炉圧力容器３に接続される主蒸気配管１３及び給水配管１４は、上部ドライウェル８内に配置され、隔離壁２１及び原子炉格納容器１をそれぞれ貫通して原子炉建屋２５の外部に導かれ、図示されていないタービン建屋に達している。原子炉格納容器１の、主蒸気配管１３及び給水配管１４のそれぞれの貫通部は、原子炉格納容器１の気密性が保たれる構造となっている。主蒸気配管１３及び給水配管１４は、それぞれ、隔離壁２１に設けられた該当する貫通孔（図示せず）を通っている。主蒸気配管１３は、隔離壁２１を取り囲むウェットウェル１２内に配置される円筒部材２２Ａによって取り囲まれている。円筒部材２２Ａは、一端部が隔離壁２１に取り付けられ、他端部がライナー部材２６に取り付けられる。円筒部材２２Ａ内の空間は、上記貫通孔を介して上部ドライウェル８に連絡されており、ウェットウェル１２とは連通していない。円筒部材２２Ａは、上部ドライウェル８とウェットウェル１２とを隔離するバウンダリーになっている。給水配管１４は、ウェットウェル１２内に配置される円筒部材２２Ｂによって取り囲まれている。円筒部材２２Ｂも、一端部が隔離壁２１に取り付けられ、他端部がライナー部材２６に取り付けられる。円筒部材２２Ｂ内の空間は、上記した他の貫通孔を介して上部ドライウェル８に連絡されており、ウェットウェル１２とは連通していない。円筒部材２２Ｂも、上部ドライウェル８とウェットウェル１２とを隔離するバウンダリーになっている。   The main steam pipe 13 and the feed water pipe 14 connected to the reactor pressure vessel 3 are disposed in the upper dry well 8 and penetrate the isolation wall 21 and the reactor containment vessel 1 respectively and are guided to the outside of the reactor building 25. It has reached a turbine building (not shown). Each penetration part of the main steam pipe 13 and the feed water pipe 14 of the reactor containment vessel 1 has a structure in which the airtightness of the reactor containment vessel 1 is maintained. The main steam pipe 13 and the water supply pipe 14 respectively pass through corresponding through holes (not shown) provided in the isolation wall 21. The main steam pipe 13 is surrounded by a cylindrical member 22 </ b> A disposed in the wet well 12 surrounding the isolation wall 21. The cylindrical member 22 </ b> A has one end attached to the isolation wall 21 and the other end attached to the liner member 26. The space in the cylindrical member 22A communicates with the upper dry well 8 through the through hole, and does not communicate with the wet well 12. The cylindrical member 22 </ b> A is a boundary that separates the upper dry well 8 and the wet well 12. The water supply pipe 14 is surrounded by a cylindrical member 22 </ b> B disposed in the wet well 12. The cylindrical member 22B also has one end attached to the isolation wall 21 and the other end attached to the liner member 26. The space in the cylindrical member 22B communicates with the upper dry well 8 through the other through holes described above, and does not communicate with the wet well 12. The cylindrical member 22 </ b> B is also a boundary that separates the upper dry well 8 and the wet well 12.

主蒸気配管１３に取り付けられた逃し安全弁１５及び主蒸気隔離弁１６は、上部ドライウェル８内に配置される。逃し安全弁１５に接続される排気管２８が、ダイアフラムフロア７を貫通して圧力抑制プール１１内に達している。原子力格納容器１用の空調機１８が上部ドライウェル８内に配置され、ダイアフラムフロア７に設置される。   A relief safety valve 15 and a main steam isolation valve 16 attached to the main steam pipe 13 are arranged in the upper dry well 8. An exhaust pipe 28 connected to the relief safety valve 15 passes through the diaphragm floor 7 and reaches the pressure suppression pool 11. An air conditioner 18 for the nuclear containment vessel 1 is disposed in the upper dry well 8 and installed on the diaphragm floor 7.

原子炉圧力容器３内で発生した蒸気は、主蒸気配管１３を通って、上記したタービン建屋内に配置されたタービン（図示せず）に送られ、タービンを回転させる。タービンから排出された蒸気は、復水器（図示せず）で凝縮されて水となり、給水として給水配管１４により原子炉圧力容器３に供給される。   The steam generated in the reactor pressure vessel 3 passes through the main steam pipe 13 and is sent to a turbine (not shown) arranged in the turbine building described above to rotate the turbine. The steam discharged from the turbine is condensed into water by a condenser (not shown), and is supplied to the reactor pressure vessel 3 through the water supply pipe 14 as water supply.

蒸気逃がし安全弁１５は、主蒸気配管１３内の圧力が上昇した場合、原子炉圧力容器３に過度の圧力を生じさせないように原子炉圧力容器３内の蒸気を排気管２８内に排出する。この蒸気は、排気管２８より圧力抑制プール１１内に放出されて凝縮される。これにより、原子炉圧力容器３内の圧力上昇が抑制され。蒸気逃がし安全弁１５は、蒸気を圧力抑制プール１１内に効率よく均等に放出するために、原子炉の熱出力に応じて主蒸気配管１３に複数個設置される。各蒸気逃し安全弁１５には排気管２８がそれぞれ接続される。主蒸気隔離弁１６は、主蒸気配管１３の管破断事故時において閉じられる。これによって原子炉圧力容器３が隔離されるため、原子炉圧力容器３及び原子炉格納容器１からの蒸気の外部への流出を防止することができる。主蒸気隔離弁１６は、１本の主蒸気配管１３に対して原子炉格納容器１内外にそれぞれ１個づつ設置される。   The steam relief safety valve 15 discharges the steam in the reactor pressure vessel 3 into the exhaust pipe 28 so that excessive pressure is not generated in the reactor pressure vessel 3 when the pressure in the main steam pipe 13 rises. This steam is discharged from the exhaust pipe 28 into the pressure suppression pool 11 and condensed. Thereby, the pressure rise in the reactor pressure vessel 3 is suppressed. A plurality of steam relief safety valves 15 are installed in the main steam pipe 13 according to the heat output of the nuclear reactor in order to discharge steam efficiently and evenly into the pressure suppression pool 11. An exhaust pipe 28 is connected to each steam relief safety valve 15. The main steam isolation valve 16 is closed when the main steam pipe 13 breaks down. As a result, the reactor pressure vessel 3 is isolated, and the outflow of steam from the reactor pressure vessel 3 and the reactor containment vessel 1 can be prevented. One main steam isolation valve 16 is installed inside and outside the reactor containment vessel 1 with respect to one main steam pipe 13.

主蒸気配管１３は、原子炉圧力容器３から吐出された蒸気をできる限り減圧させずにタービンに供給しなければならなく急激な曲げを設けることができないため、ある程度の引き回し長さが必要になる。このような主蒸気配管１３の引き回しスペース、給水配管１４を引き回すスペース、主蒸気逃がし安全弁１５及び主蒸気隔離弁１６の設置スペース、及びこれらの弁に対するメンテナンス作業のスペースを、上部ドライウェル８内で原子炉圧力容器３を中心に確保しなければならない。また、空調機１８の設置スペースも必要である。これらのスペースを上部ドライウェル８内に確保するため、原子炉格納容器１及び原子炉圧力容器３は、それぞれの軸心が一致するように設置される。   The main steam pipe 13 must supply steam to the turbine without reducing pressure as much as possible and cannot provide a sharp bend. . Such a space for routing the main steam pipe 13, a space for routing the water supply pipe 14, a space for installing the main steam relief safety valve 15 and the main steam isolation valve 16, and a space for maintenance work for these valves are provided in the upper dry well 8. The reactor pressure vessel 3 must be secured. Moreover, the installation space of the air conditioner 18 is also required. In order to secure these spaces in the upper dry well 8, the reactor containment vessel 1 and the reactor pressure vessel 3 are installed so that their axes coincide with each other.

下部ドライウェル９内には、原子炉圧力容器３の底部に設置される制御棒駆動機構、及び原子炉冷却材再循環ポンプ等のメンテナンス作業のためのスペースが確保される。また、下部ドライウェル９の高さは、下部ドライウェル９の周囲に配置されている圧力抑制室１０の高さとの整合性にも配慮している。   A space for maintenance work such as a control rod drive mechanism installed at the bottom of the reactor pressure vessel 3 and a reactor coolant recirculation pump is secured in the lower dry well 9. In addition, the height of the lower dry well 9 is taken into consideration for consistency with the height of the pressure suppression chamber 10 disposed around the lower dry well 9.

また、原子炉格納容器１は構造上の観点から半径が同一の円筒形構造となっているため、上部ドライウェル８及び下部ドライウェル９の各形状が決定されると必然的に圧力抑制室１０の横断面形状が決定される。   Further, since the reactor containment vessel 1 has a cylindrical structure with the same radius from the structural point of view, when the shapes of the upper dry well 8 and the lower dry well 9 are determined, the pressure suppression chamber 10 is necessarily formed. Is determined.

次に、原子炉格納容器１において安全上考慮すべき事項について説明する。原子炉格納容器１の形状を決定するに際しては、原子炉圧力容器３に接続する配管（例えば、主蒸気配管１３または給水配管１４）が万一破断し、原子炉圧力容器３内の高温高圧の冷却材（冷却水）が破断箇所から蒸気（高温高圧）となって原子炉格納容器１内へ噴出する原子炉冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）を考慮する必要がある。ＬＯＣＡが生じた場合には、上部ドライウェル８／下部ドライウェル９内に噴出した高温高圧の蒸気は、これらのドライウェル内に充填されていた窒素を同伴してベント管２４を経て圧力抑制プール１１の水中に放出される。ここで蒸気は凝縮されてプール水温は上昇する。非凝縮性気体の窒素は、圧力抑制プール１１からウェットウェル１２に移行しウェットウェル１２内に蓄積される。このため、ウェットウェル１２の圧力は上昇する。原子炉格納容器１は、ＬＯＣＡ時において原子炉圧力容器３内の冷却材の熱及び圧力を、動的機器を使用せずに原子炉格納容器１内で緩和させて抑制し、もって原子力発電所全体の健全性を維持するよう設計される。   Next, items to be considered for safety in the reactor containment vessel 1 will be described. When determining the shape of the reactor containment vessel 1, a pipe (for example, the main steam pipe 13 or the feed water pipe 14) connected to the reactor pressure vessel 3 is broken, and the high temperature and high pressure inside the reactor pressure vessel 3 is broken. It is necessary to consider a reactor coolant loss accident (LOCA) in which the coolant (cooling water) becomes steam (high temperature and pressure) from the breakage point and is ejected into the reactor containment vessel 1. When the LOCA occurs, the high-temperature and high-pressure steam spouted into the upper dry well 8 / lower dry well 9 is accompanied by nitrogen filled in these dry wells via the vent pipe 24 and the pressure suppression pool. 11 is released into water. Here, the steam is condensed and the pool water temperature rises. The non-condensable gas nitrogen moves from the pressure suppression pool 11 to the wet well 12 and accumulates in the wet well 12. For this reason, the pressure of the wet well 12 rises. The reactor containment vessel 1 reduces and suppresses the heat and pressure of the coolant in the reactor pressure vessel 3 in the reactor containment vessel 1 without using dynamic equipment at the time of LOCA. Designed to maintain overall health.

上記の理由より、上部ドライウェル８及び下部ドライウェル９の容積は、ＬＯＣＡ時の初期圧力上昇を緩和できるように決定され、ウェットウェル１２の容積は上部ドライウェル８の容積と下部ドライウェル９の容積の総和であるドライウェルの容積に基づいて決定される。すなわち、ドライウェルの容積が増加すると、これに比例させてウェットウェル１５の容積を増加させる必要がある。   For the above reasons, the volumes of the upper dry well 8 and the lower dry well 9 are determined so as to mitigate the initial pressure increase during the LOCA, and the volume of the wet well 12 is the volume of the upper dry well 8 and that of the lower dry well 9. It is determined based on the volume of the dry well, which is the sum of the volumes. That is, when the volume of the dry well increases, it is necessary to increase the volume of the wet well 15 in proportion to this.

次に圧力抑制プール１１内に充填する冷却水量を決定する際に考慮すべき事項について説明する。   Next, items to be considered when determining the amount of cooling water to be filled in the pressure suppression pool 11 will be described.

ＬＯＣＡ時には、圧力抑制プール１１の冷却水を原子炉圧力容器３内の炉心内に注水（またはスプレイ）してその炉心を冷却する。この炉心を冷却した冷却水は、配管破断箇所から流出して下部ドライウェル９内に溜まる。下部ドライウェル９内に溜まった冷却水は、戻り管１７を介して圧力抑制プール１１に戻され、炉心に注水する冷却水として再使用される。ここで、戻り管１７より下方で下部ドライウェル９内に溜まっている冷却水をドローダウン水と呼ぶ。下部ドライウェル９と圧力抑制室１０を結ぶ戻り管１７は、通常時に圧力抑制プール１１の冷却水が下部ドライウェル９に入らないような高さに設けられる。また、ＬＯＣＡ時において蒸気を凝縮させるために圧力抑制プール１１内におけるベント管２４の全開口は、常時、水没させておく必要がある。このため、圧力抑制プール１１内の冷却水量は、ベント管２４の最も高い位置にある開口のレベルに基づいて決定される水量に上記したドローダウン水の量を加えた水量にする必要がある。   At the time of LOCA, the cooling water of the pressure suppression pool 11 is injected (or sprayed) into the core in the reactor pressure vessel 3 to cool the core. The cooling water that has cooled the core flows out of the pipe breakage point and accumulates in the lower dry well 9. The cooling water accumulated in the lower dry well 9 is returned to the pressure suppression pool 11 via the return pipe 17 and reused as cooling water poured into the core. Here, the cooling water accumulated in the lower dry well 9 below the return pipe 17 is referred to as draw-down water. The return pipe 17 connecting the lower dry well 9 and the pressure suppression chamber 10 is provided at such a height that the cooling water of the pressure suppression pool 11 does not enter the lower dry well 9 during normal operation. Further, in order to condense the steam during the LOCA, it is necessary to always submerge the entire opening of the vent pipe 24 in the pressure suppression pool 11. For this reason, the amount of cooling water in the pressure suppression pool 11 needs to be a water amount obtained by adding the amount of the drawdown water described above to the amount of water determined based on the level of the opening at the highest position of the vent pipe 24.

圧力抑制プール１１内の冷却水量は、この幾何学的に算出される水量と原子炉の出力等の各種条件より設定される安全上必要な水量のうち大きな方の水量とする。   The amount of cooling water in the pressure suppression pool 11 is the larger amount of water required for safety set based on various conditions such as the geometrically calculated water amount and the reactor power.

本実施例では、以下に示す理由により従来例（例えば、ＡＢＷＲ）の原子炉格納容器よりも高さを低くすることが可能になるため、機器室１９を原子炉格納容器１の下方に配置することにより、本実施例における原子炉建屋の容積は、原子炉格納容器１の周囲に設けられる部屋２０のスペースが縮小されるため、上記従来例の原子炉建屋のそれよりも低減される。   In the present embodiment, it is possible to make the height lower than the reactor containment vessel of the conventional example (for example, ABWR) for the following reasons, and therefore the equipment room 19 is disposed below the reactor containment vessel 1. As a result, the volume of the reactor building in the present embodiment is reduced more than that of the conventional reactor building because the space of the room 20 provided around the reactor containment vessel 1 is reduced.

本実施例は、原子炉格納容器１とドライウェル（具体的には、上部ドライウェル８）との間に隔離壁２１を配置し、隔離壁２１の外径が原子炉格納容器１の内径よりも小さくなっており、隔離壁２１と原子炉格納容器１との間に圧力抑制室１０、具体的にはウェットウェル１２が配置されている。このため、本実施例は、上部ドライウェル８の容積を小さくすることができる。結果として、上部ドライウェル８と下部ドライウェル９を合せたドライウェルの容積が、従来例よりも減少する。ウェットウェルの容積は上記したようにドライウェルの容積に比例して定まるため、ドライウェルの容積が減少する本実施例では、ウェットウェル１２の容積も低減させることができる。このような本実施例は、圧力抑制プール１１の水面からダイアフラムフロア７までの高さ、すなわちダイアフラムフロア７の下面までのウェットウェル１２の高さを低減でき、原子炉格納容器１の高さを低くすることができる。原子炉格納施設３０の高さも低くできる。このように、原子炉格納容器１、すなわち原子炉格納施設３０を小型化することができる。また、本実施例は、原子炉建屋２５の高さを低くすることができ、原子炉建屋２５を小型化することができる。   In this embodiment, an isolation wall 21 is arranged between the reactor containment vessel 1 and the dry well (specifically, the upper dry well 8), and the outer diameter of the isolation wall 21 is larger than the inner diameter of the reactor containment vessel 1. The pressure suppression chamber 10, specifically, the wet well 12 is disposed between the isolation wall 21 and the reactor containment vessel 1. For this reason, in this embodiment, the volume of the upper dry well 8 can be reduced. As a result, the volume of the dry well including the upper dry well 8 and the lower dry well 9 is reduced as compared with the conventional example. Since the volume of the wet well is determined in proportion to the volume of the dry well as described above, in the present embodiment in which the volume of the dry well is reduced, the volume of the wet well 12 can also be reduced. In this embodiment, the height from the water surface of the pressure suppression pool 11 to the diaphragm floor 7, that is, the height of the wet well 12 from the bottom surface of the diaphragm floor 7 can be reduced, and the height of the reactor containment vessel 1 can be reduced. Can be lowered. The height of the reactor containment facility 30 can also be lowered. Thus, the reactor containment vessel 1, that is, the reactor containment facility 30, can be downsized. Moreover, the present Example can make the height of the reactor building 25 low, and can make the reactor building 25 small.

特許文献２は、前述したように、ダイアフラムフロアの上に環状の遮へい壁を設けることを記載している。この遮へい壁は、上部ドライウェル内に配置されて下端がダイアフラムフロアに、上端がトップスラブに連結されている。このような遮へい壁は、上部ドライウェルとウェットウェルを分離する隔離壁ではない。特許文献２に記載された環状の遮へい壁は本実施例の隔離壁を設けることによって生じる効果を得ることができない。   Patent Document 2 describes providing an annular shielding wall on a diaphragm floor as described above. The shielding wall is disposed in the upper dry well and has a lower end connected to the diaphragm floor and an upper end connected to the top slab. Such a shielding wall is not an isolation wall that separates the upper dry well and the wet well. The annular shielding wall described in Patent Document 2 cannot obtain the effect produced by providing the isolation wall of this embodiment.

また、原子炉格納容器１の鉄筋コンクリート壁２７は、原子炉圧力容器１内で発生する中性子及びこの中性子と構造材の反応により発生する二次γ線を遮へいするために生体遮へい装置（一次遮へい）としての機能を有している。この鉄筋コンクリート壁２７の厚さの決定要因には、遮へい上及び構造上の要求があるが、遮へい上の要求によって従来から約２ｍの厚みが必要となっている。本実施例では、隔離壁２１を設置しているので隔離壁２１の遮へい効果を見込めるため、原子炉格納容器１の鉄筋コンクリート壁２７の厚さを低減することが可能となる。これにより、原子炉格納容器１の外径を小さくすることができ、原子炉格納施設３０をさらに小型化することができる。   Further, the reinforced concrete wall 27 of the reactor containment vessel 1 is a biological shielding device (primary shielding) for shielding neutrons generated in the reactor pressure vessel 1 and secondary γ-rays generated by the reaction between the neutrons and the structural material. As a function. The determinants of the thickness of the reinforced concrete wall 27 include shielding and structural requirements, but a thickness of about 2 m is conventionally required due to shielding requirements. In this embodiment, since the isolation wall 21 is installed, the shielding effect of the isolation wall 21 can be expected, so that the thickness of the reinforced concrete wall 27 of the reactor containment vessel 1 can be reduced. Thereby, the outer diameter of the reactor containment vessel 1 can be reduced, and the reactor containment facility 30 can be further downsized.

原子炉格納施設３０を小型化することができるため、原子炉格納施設３０の建設期間を短縮することができる。原子炉建屋２５を小型化することができるため、原子炉建屋２５の建設期間を短縮することができる。これは、原子力プラントの建設期間を短縮することにつながる。   Since the reactor containment facility 30 can be downsized, the construction period of the reactor containment facility 30 can be shortened. Since the reactor building 25 can be reduced in size, the construction period of the reactor building 25 can be shortened. This leads to shortening the construction period of the nuclear power plant.

本実施例は、ウェットウェル１２内に配置された円筒部材２２Ａが上部ドライウェル８とウェットウェル１２とを隔離し、円筒部材２２Ａ内の空間が隔離壁２１の上記貫通孔を介してドライウェル８に連絡されているため、万一、円筒部材２２Ａ内の主蒸気配管１３が破断してＬＯＣＡが発生した場合には、その破断箇所から流出する蒸気はその内部空間から上部ドライウェル８に流出し、ベント管２４により圧力抑制プール１１内の冷却水中に放出されて凝縮される。また、隔離壁２１と原子炉格納容器１との間のウェットウェル１２内において給水配管１４を取り囲んで上部ドライウェル８とウェットウェル１２とを隔離している円筒部材２２Ｂも、円筒部材２２Ａの設置により得られる上記した機能を発揮する。すなわち、万一、円筒部材２２Ｂ内の給水配管１４が破断してＬＯＣＡが発生した場合には、その破断箇所から流出する蒸気はその内部空間から上部ドライウェル８に流出する。円筒部材２２Ａ、２２Ｂを設けていない場合には、主蒸気配管１３または給水配管１４の破断箇所から流出した蒸気は、ウェットウェル１２内に直接放出されるので、その蒸気は凝縮させることができない。ウェットウェル１２内の圧力が上昇し、安全上、問題となる。本実施例は、円筒部材２２Ａ、２２Ｂを設けているため、そのような問題を解消することができる。   In this embodiment, the cylindrical member 22 </ b> A disposed in the wet well 12 isolates the upper dry well 8 and the wet well 12, and the space in the cylindrical member 22 </ b> A passes through the through hole of the isolation wall 21 and the dry well 8. Therefore, in the unlikely event that the main steam pipe 13 in the cylindrical member 22A breaks and LOCA is generated, the steam flowing out from the broken portion flows out from the inner space into the upper dry well 8. The vent pipe 24 releases the water into the cooling water in the pressure suppression pool 11 and condenses it. Further, the cylindrical member 22B that surrounds the water supply pipe 14 in the wet well 12 between the isolation wall 21 and the reactor containment vessel 1 and isolates the upper dry well 8 and the wet well 12 is also installed in the cylindrical member 22A. The above-mentioned function obtained by the above is exhibited. That is, in the unlikely event that the water supply pipe 14 in the cylindrical member 22B is broken and LOCA is generated, the steam flowing out from the broken portion flows out from the inner space to the upper dry well 8. In the case where the cylindrical members 22A and 22B are not provided, the steam that has flowed out from the broken portion of the main steam pipe 13 or the water supply pipe 14 is directly discharged into the wet well 12, so that the steam cannot be condensed. The pressure in the wet well 12 rises, which is a problem for safety. In the present embodiment, since the cylindrical members 22A and 22B are provided, such a problem can be solved.

本実施例は、円筒部材２２Ａ、２２Ｂが、隔離壁２１の外側に配置されて、隔離壁２１の、主蒸気配管１３、給水配管１４が貫通する部分（例えば、その配管の貫通孔）に取り付けられているため、円筒部材２２Ａ、２２Ｂの保持が容易である。   In this embodiment, the cylindrical members 22A and 22B are disposed outside the isolation wall 21 and attached to a part of the isolation wall 21 through which the main steam pipe 13 and the water supply pipe 14 penetrate (for example, through holes in the pipe). Therefore, it is easy to hold the cylindrical members 22A and 22B.

円筒部材２２Ａ、２２Ｂを鉄などのγ線遮へい材で構成することによって、隔離壁２１に形成された主蒸気配管１３及び給水配管１４のそれぞれの貫通孔から漏洩した放射線が、円筒部材２２Ａ、２２Ｂを経て原子炉格納容器１から外部に漏洩することを防止することができる。それらの貫通孔から漏洩して円筒部材２２Ａ、２２Ｂ内をそれぞれ直進する放射線は、主蒸気配管１３及び給水配管１４のそれぞれの、原子炉格納容器１の各貫通部から原子炉格納容器１外に漏洩する可能性がある。この放射線漏洩の問題は、図示されていないが、原子炉格納容器１の上記した各貫通部において別途設けられた放射線漏洩防止構造により解消されている。
（実施例２）
図２及び図３を用いて本発明の他の実施例である原子炉建屋を説明する。本実施例の原子炉建屋２５Ａは、図１に示す原子炉建屋１において、ダイアフラムフロア７と原子炉格納容器１のライナー部材２６の間に、鉄筋コンクリート製の支持部材２３を設けたものである。原子炉建屋２５Ａの他の構成は、原子炉建屋１の構成と同じである。支持部材２３は、ダイアフラムフロア７と同じ高さに配置され、ダイアフラムフロア７の延長線上に存在する。支持部材２３はダイアフラムフロア７の周方向において三箇所に設けられており、その周方向において隣り合う支持部材２３相互間には開口部２９が形成されている。本実施例において隔離壁２１と原子炉格納容器１との間に形成される空間は、開口部２９によって、ダイアフラムフロア７より下方に形成されるウェットウェル１２に連絡され、ウェットウェル１２として機能する。支持部材２３と鉄筋コンクリート壁２７との結合構造は、前述したライナー部材２６に設けた連結部材を用いた、隔離壁２１とトップスラブ５の結合構造と同じである。 By configuring the cylindrical members 22A and 22B with a gamma ray shielding material such as iron, the radiation leaked from the through holes of the main steam pipe 13 and the water supply pipe 14 formed in the isolation wall 21 is cylindrical members 22A and 22B. It is possible to prevent leakage from the reactor containment vessel 1 through the outside. The radiation that leaks from these through holes and goes straight in the cylindrical members 22A and 22B is transferred to the outside of the containment vessel 1 from the through portions of the containment vessel 1 of the main steam pipe 13 and the feed water pipe 14, respectively. There is a possibility of leakage. This problem of radiation leakage is not illustrated, but is solved by a radiation leakage prevention structure provided separately in each of the above-described through portions of the reactor containment vessel 1.
(Example 2)
The reactor building which is the other Example of this invention is demonstrated using FIG.2 and FIG.3. The reactor building 25A of the present embodiment is obtained by providing a support member 23 made of reinforced concrete between the diaphragm floor 7 and the liner member 26 of the reactor containment vessel 1 in the reactor building 1 shown in FIG. The other configuration of the reactor building 25A is the same as the configuration of the reactor building 1. The support member 23 is disposed at the same height as the diaphragm floor 7 and exists on an extension line of the diaphragm floor 7. The support members 23 are provided at three locations in the circumferential direction of the diaphragm floor 7, and openings 29 are formed between the support members 23 adjacent in the circumferential direction. In this embodiment, the space formed between the isolation wall 21 and the reactor containment vessel 1 is connected to the wet well 12 formed below the diaphragm floor 7 through the opening 29 and functions as the wet well 12. . The connection structure between the support member 23 and the reinforced concrete wall 27 is the same as the connection structure between the isolation wall 21 and the top slab 5 using the connecting member provided on the liner member 26 described above.

支持部材２３は、地震等によりダイアフラムフロア７に水平方向の荷重が加わった際に、その水平力を原子炉格納容器１の強固な鉄筋コンクリート壁２７に伝達することが可能になる。このため、ダイアフラムフロア７が地震によって水平方向に揺れても、隔離壁２１に加わる水平方向の荷重が軽減され、地震による隔離壁２１の損傷を防止することができる。また、支持部材２３内に配管等を通すことも可能であり、支持部材２３を配管トレンチとして使用することができる。これにより、配置スペースの縮小化が更に可能になる。本実施例は、実施例１で生じる前述の効果を得ることができる。   The support member 23 can transmit the horizontal force to the strong reinforced concrete wall 27 of the reactor containment vessel 1 when a horizontal load is applied to the diaphragm floor 7 due to an earthquake or the like. For this reason, even if the diaphragm floor 7 shakes in the horizontal direction due to an earthquake, the horizontal load applied to the isolation wall 21 is reduced, and damage to the isolation wall 21 due to the earthquake can be prevented. Moreover, it is also possible to pass piping etc. in the support member 23, and the support member 23 can be used as a piping trench. Thereby, the arrangement space can be further reduced. The present embodiment can obtain the above-described effects produced in the first embodiment.

支持部材２３は、ダイアフラムフロア７よりも上方でトップスラブ５よりも下方の位置で隔離壁２１と原子炉格納容器１との間に設置することも可能である。この場合には、支持部材２３は、高さ方向において、できるだけ、ダイアフラムフロア７に近い位置に配置することが好ましい。   The support member 23 can also be installed between the isolation wall 21 and the reactor containment vessel 1 at a position above the diaphragm floor 7 and below the top slab 5. In this case, it is preferable that the support member 23 be disposed as close to the diaphragm floor 7 as possible in the height direction.

本発明の好適な一実施例である原子炉建屋の縦断面図である。1 is a longitudinal sectional view of a reactor building which is a preferred embodiment of the present invention. 本発明の他の実施例である原子炉建屋の縦断面図である。It is a longitudinal cross-sectional view of the reactor building which is the other Example of this invention. 図２のＡ−Ａ断面図である。It is AA sectional drawing of FIG.

符号の説明Explanation of symbols

１…原子炉格納容器、３…原子炉圧力容器、５…トップスラブ、６…ペデスタル、７…ダイアフラムフロア、８…上部ドライウェル、９…下部ドライウェル、１０…圧力抑制室、１１…圧力抑制プール、１２…ウェットウェル、１３…主蒸気配管、１４…給水配管、１９…機器室、２１…隔離壁、２２Ａ、２２Ｂ…円筒部材、２３…支持部材、２５、２５Ａ…原子炉建屋、２６…ライナー部材、２７…鉄筋コンクリート壁（生体遮へい装置）、２９…開口部、３０、３０Ａ…原子炉格納施設。   DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Reactor containment vessel, 3 ... Reactor pressure vessel, 5 ... Top slab, 6 ... Pedestal, 7 ... Diaphragm floor, 8 ... Upper dry well, 9 ... Lower dry well, 10 ... Pressure suppression chamber, 11 ... Pressure suppression Pool, 12 ... Wet well, 13 ... Main steam pipe, 14 ... Feed water pipe, 19 ... Equipment room, 21 ... Isolation wall, 22A, 22B ... Cylindrical member, 23 ... Support member, 25, 25A ... Reactor building, 26 ... Liner member, 27: Reinforced concrete wall (bioshielding device), 29: Opening, 30, 30A: Reactor containment facility.

Claims (11)

原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器内に形成されるドライウェル及び圧力抑制室と、前記原子炉格納容器内に設置され、前記ドライウェルと前記圧力抑制室とを仕切るペデスタル、ダイアフラムフロア及び隔離壁とを備え、
前記ペデスタルが、前記ドライウェル内に配置される原子炉容器、及び前記ダイアフラムフロアを支持し、
前記圧力抑制室が、圧力抑制プール及びこの圧力抑制プールの上方に形成される空間であるウェットウェルを含んでおり、
前記ドライウェルと前記ウェットウェルを隔離する前記隔離壁が、前記原子炉容器を取り囲んで前記ダイアフラムフロアに取り付けられ、
前記隔離壁の外側を前記ウェットウェルが取り囲んでいることを特徴とする原子炉格納施設。 A reactor containment vessel, a dry well and a pressure suppression chamber formed in the reactor containment vessel, a pedestal installed in the reactor containment vessel and partitioning the dry well and the pressure suppression chamber; a diaphragm floor; With isolation walls,
The pedestal supports a reactor vessel disposed in the dry well and the diaphragm floor;
The pressure suppression chamber includes a pressure suppression pool and a wet well that is a space formed above the pressure suppression pool;
The isolation wall separating the dry well and the wet well is attached to the diaphragm floor surrounding the reactor vessel;
A reactor containment facility characterized in that the wet well surrounds the outside of the isolation wall. 筒状部材が、前記原子炉容器に接続された配管の、前記ウェットウェル内に位置する部分を取り囲んでおり、この筒状部材の内部空間が前記ドライウェルに連絡され、前記筒状部材が前記ドライウェルと前記ウェットウェルを隔離している請求項１記載の原子炉格納施設。   A cylindrical member surrounds a portion of the pipe connected to the reactor vessel located in the wet well, and an internal space of the cylindrical member is connected to the dry well, and the cylindrical member is The nuclear reactor containment facility according to claim 1, wherein a dry well and the wet well are isolated. 前記筒状部材が、前記隔離壁の外側に配置されて、前記隔離壁の、前記配管が貫通する部分に取り付けられている請求項２記載の原子炉格納施設。   The nuclear reactor containment facility according to claim 2, wherein the cylindrical member is disposed outside the isolation wall and attached to a portion of the isolation wall through which the pipe passes. 前記隔離壁がコンクリート構造物である請求項１ないし請求項３のいずれか１項記載の原子炉格納施設。   The nuclear reactor containment facility according to any one of claims 1 to 3, wherein the isolation wall is a concrete structure. 前記ダイアフラムフロア及び前記隔離壁のいずれか一方と原子炉格納容器との間に配置されて、前記ダイアフラムフロア及び前記隔離壁のいずれか一方、及び原子炉格納容器に取り付けられる支持部材を備え、
前記ウェットウェルの、前記支持部材よりも上方の領域と前記支持部材よりも下方の領域が、連絡されている請求項１ないし請求項４のいずれか１項記載の原子炉格納施設。 A support member disposed between one of the diaphragm floor and the isolation wall and a reactor containment vessel and attached to either the diaphragm floor or the isolation wall and the reactor containment vessel;
5. The nuclear reactor containment facility according to claim 1, wherein a region above the support member and a region below the support member of the wet well are communicated with each other. 原子炉格納施設を内部に含み、前記原子炉格納施設の下方に機器室を配置している原子炉建屋において、
前記原子炉格納施設が、原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器内に形成されるドライウェル及び圧力抑制室と、前記原子炉格納容器内に設置され、前記ドライウェルと前記圧力抑制室とを仕切るペデスタル、ダイアフラムフロア及び隔離壁とを備え、
前記ペデスタルが、前記ドライウェル内に配置される原子炉容器、及び前記ダイアフラムフロアを支持し、
前記圧力抑制室が、圧力抑制プール及びこの圧力抑制プールの上方に形成される空間であるウェットウェルを含んでおり、
前記ドライウェルと前記ウェットウェルを隔離する前記隔離壁が、前記原子炉容器を取り囲んで前記ダイアフラムフロアに取り付けられ、
前記隔離壁の外側を前記ウェットウェルが取り囲んでいることを特徴とする原子炉建屋。 In a nuclear reactor building that contains a nuclear reactor containment facility and has an equipment room located below the containment facility,
The reactor containment facility is a reactor containment vessel, a dry well and a pressure suppression chamber formed in the reactor containment vessel, and installed in the reactor containment vessel, the dry well and the pressure suppression chamber, Pedestal, diaphragm floor and isolation wall
The pedestal supports a reactor vessel disposed in the dry well and the diaphragm floor;
The pressure suppression chamber includes a pressure suppression pool and a wet well that is a space formed above the pressure suppression pool;
The isolation wall separating the dry well and the wet well is attached to the diaphragm floor surrounding the reactor vessel;
A reactor building characterized in that the wet well surrounds the outside of the isolation wall. 筒状部材が、前記原子炉容器に接続された配管の、前記ウェットウェル内に位置する部分を取り囲んでおり、この筒状部材の内部空間が前記ドライウェルに連絡され、前記筒状部材が前記ドライウェルと前記ウェットウェルを隔離している請求項６記載の原子炉建屋。   A cylindrical member surrounds a portion of the pipe connected to the reactor vessel located in the wet well, and an internal space of the cylindrical member is connected to the dry well, and the cylindrical member is The reactor building according to claim 6, wherein a dry well and the wet well are isolated. 前記筒状部材が前記隔離壁の外側に配置されて前記隔離壁に取り付けられている請求項７記載の原子炉建屋。   The nuclear reactor building according to claim 7, wherein the cylindrical member is disposed outside the isolation wall and attached to the isolation wall. 前記格納容器が、コンクリート壁と、前記コンクリート壁の内側を覆っているライナー部材とを含んでおり、
前記コンクリート壁が原子炉建屋の床と連結されている請求項６ないし請求項８のいずれか１項に記載の原子炉建屋。
The containment vessel includes a concrete wall and a liner member covering the inside of the concrete wall;
The reactor building according to any one of claims 6 to 8, wherein the concrete wall is connected to a floor of the reactor building.
前記隔離壁がコンクリート構造物である請求項６ないし請求項９のいずれか１項記載の原子炉建屋。   The reactor building according to claim 6, wherein the isolation wall is a concrete structure. 前記ダイアフラムフロア及び前記隔離壁のいずれか一方と原子炉格納容器との間に配置されて、前記ダイアフラムフロア及び前記隔離壁のいずれか一方、及び原子炉格納容器に取り付けられる支持部材を備え、
前記ウェットウェルの、前記支持部材よりも上方の領域と前記支持部材よりも下方の領域が、連絡されている請求項６ないし請求項１０のいずれか１項記載の原子炉建屋。 A support member disposed between one of the diaphragm floor and the isolation wall and a reactor containment vessel and attached to either the diaphragm floor or the isolation wall and the reactor containment vessel;
The nuclear reactor building according to any one of claims 6 to 10, wherein an area above the support member and an area below the support member of the wet well are communicated with each other.
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