JP2018072068A - 原子炉格納容器及び原子力発電プラント - Google Patents

Abstract

【課題】万一、原子炉格納容器の圧力抑制機構の一部の真空破壊弁開固着などの不具合が生じた場合、原子炉格納容器の圧力抑制機能を維持可能な信頼性の高い原子炉格納容器及び原子力発電プラントを提供する。【解決手段】原子炉圧力容器と、気密性を有する原子炉格納容器を備え、原子炉格納容器は、気密性を有するドライウェルと圧力抑制室に区画され、圧力抑制室は、分割壁により、気密性を有する第１圧力抑制室と第２圧力抑制室とに２分割され、第１圧力抑制室は、第１冷却材充填た第１圧力抑制プールを有し、第２圧力抑制室は、第２冷却材充填第２圧力抑制プールを有し、ドライウェルと第１圧力抑制プールを接続する第１ベント管と、ドライウェルと第１圧力抑制室の気相部を接続する第１真空破壊弁と、第１圧力抑制室気相部と第２圧力抑制プールを接続する第２ベント管と、第１圧力抑制室気相部と第２圧力抑制室気相部を接続する第２真空破壊弁を備える。【選択図】図１

Description

本発明は、原子炉格納容器及び原子力発電プラントの構造に係り、特に、沸騰水型原子力発電プラントに適用して有効な技術に関する。

図５に示す改良型沸騰水型軽水炉の原子炉格納容器では、原子炉圧力容器１を内包する原子炉格納容器４の内側は上部ドライウェル５、下部ドライウェル６、及び圧力抑制室７の３つの領域に区分される。上部ドライウェル５と下部ドライウェル６はベント管１１及びドライウェル連通管１２によって物理的に接続されており、均圧化している。この均圧化された領域を、以下、単にドライウェルと呼ぶ。

一方、ドライウェル５，６と圧力抑制室７は、ダイヤフラムフロア９及びペデスタル１０からなる壁によって物理的に隔離されている。両者はベント管１１及び真空破壊弁１６で接続されており、ベント管１１の圧力抑制室７側出口は圧力抑制プール８の水中に開口している。

ところで、原子炉圧力容器１に接続される配管（例えば主蒸気配管１５）の破断事故発生を想定した場合、上述した原子炉格納容器は以下のように機能する。

破断配管を通して原子炉圧力容器１から上部ドライウェル５に流出した蒸気は、ドライウェル連通管１２を介して下部ドライウェルを加圧するとともにベント管１１を介して圧力抑制プール８へ導かれて凝縮されるため、原子炉格納容器４の圧力上昇を抑制できる。加えて、蒸気と共に原子炉圧力容器１から原子炉格納容器４内に放出される可能性のあるエアロゾル状の核***生成物（ＦＰ：Fission Product）は、ベント管１１を介して圧力抑制プール８へ導かれる際に水中に取り込まれるため、圧力抑制室７の気相部の放射性物質量を効果的に低減できる。

また、原子炉圧力容器１から大量の蒸気が流出すると原子炉圧力容器内水位３が低下して炉心２が水面上に露出し燃料が破損する恐れがあるため、原子炉圧力容器１に注水する必要がある。原子炉圧力容器１への注水は、動的注水系である高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ：High Pressure Core Flooder System）もしくは、主蒸気逃がし安全弁（図示せず）を開いて原子炉圧力容器内圧力を十分に下げた後の低圧炉心注水系（ＬＰＦＬ：Low Pressure Flooder System）で実施できる。

圧力抑制プール８へ導かれた蒸気によってプール水温が上昇するが、残留熱除去系（ＲＨＲ：Residual Heat Removal System）を用いて除熱することでプール水温上昇を抑制するとともに、上部ドライウェル５中に設置された原子炉格納容器スプレイ（図示せず）を用いて上部ドライウェル５の蒸気を凝縮させることで原子炉格納容器４の圧力を十分に下げることができる。

上部ドライウェル５中の蒸気が凝縮すると上部ドライウェル５が負圧となり、原子炉格納容器４が外圧によって損傷する恐れがあるため、これを防止するため、真空破壊弁１６が設置されている。真空破壊弁１６は逆止弁となっており、原子炉格納容器スプレイ等によってドライウェルが負圧になったときのみ、圧力差によって自動的に開き、圧力抑制室７から下部ドライウェル６側にガスを輸送することで原子炉格納容器４の損傷を防止する。

しかし、万一、この真空破壊弁１６が開固着してしまうと、ドライウェルと圧力抑制室７の気相部が常態的に均圧化し、ベント管１１と圧力抑制プール８を用いた蒸気凝縮による圧力抑制機能が喪失し、原子炉格納容器４の圧力上昇速度が増加する虞がある。

本技術分野の背景技術として、例えば、特許文献１のような技術がある。特許文献１には、「サプレッションチェンバとドライウェル空間の間に、一方の側面はサプレッションチェンバに接し他方はドライウェル空間に接する水を満たし外周プールと連結した中間プールを設置した原子炉格納容器（特許文献１の図１）」が開示されている。

また、特許文献２には、「アウターウェルの下部にアウタープールを設け、気相ベント管の先端をアウタープールの水中に導き、さらに、気相ベント管の先端部分にスクラビングノズルを設置した原子炉格納容器（特許文献２の図４）」が開示されている。

特開平１−９１０８９号公報 特開２０１２−１１７８２１号公報

上述したように、図５に示す原子炉格納容器を用いることで、原子炉圧力容器に接続される配管の破断事故時においても、原子炉圧力容器内で発生した蒸気を圧力抑制プール８で凝縮させ、かつ、原子炉格納容器スプレイを用いることで原子炉格納容器圧力を十分に低減でき、事故を終息させることができる。

真空破壊弁の信頼性は極めて高く開固着が起きる可能性は十分に低いため、ほとんど起こり得ないが、万一、真空破壊弁が開固着してしまうと、ドライウェルと圧力抑制室７の気相部が常態的に均圧化し、ベント管１１と圧力抑制プール８による蒸気凝縮による圧力抑制機能が喪失し、原子炉格納容器４の圧力上昇速度が増加する虞がある。

真空破壊弁が故障したとしても、原子炉格納容器は十分な設計余裕を見込んで設計されるため、設計圧力を超えても直ちに破損するものでないこと、原子炉格納容器ベントラインを開くことで、圧力抑制プール水によってエアロゾル状の核***生成物（ＦＰ）が除去された後の圧力抑制室７の気相部のガスを原子炉格納容器４の外側に放出することで、放射性物質放出量を抑えつつ、原子炉格納容器４の過圧破損を防止できることから、真空破壊弁の故障が直ちに原子炉格納容器４の破損につながるものではないが、原子炉格納容器４の損傷リスクを更に低減するために、真空破壊弁の信頼性を高めることが望ましい。

上記特許文献１および特許文献２には、圧力抑制プールを二重に設ける構成が開示されているが、いずれも上述したような真空破壊弁の故障による圧力抑制機能の喪失の問題については記載されていない。

本発明は上記の事情を鑑みてなされたもので、その目的は、万一、原子炉格納容器の圧力抑制機構の一部の真空破壊弁に開固着などの不具合が生じた場合であっても、原子炉格納容器の圧力抑制機能を維持することが可能な信頼性の高い原子炉格納容器及び原子力発電プラントを提供することにある。

上記課題を解決するために、本発明は、複数の燃料集合体を装荷した炉心を内包する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を内包し気密性を有する原子炉格納容器を備え、前記原子炉格納容器は、各々気密性を有するドライウェルと圧力抑制室に区画され、前記圧力抑制室は、前記原子炉格納容器を平面視した際の径方向において圧力抑制室分割壁により、各々気密性を有する第１圧力抑制室と第２圧力抑制室とに２分割され、前記第１圧力抑制室は、第１冷却材が充填された第１圧力抑制プールを有し、前記第２圧力抑制室は、第２冷却材が充填された第２圧力抑制プールを有し、前記ドライウェルと前記第１圧力抑制プールとを接続する第１ベント管と、前記ドライウェルと前記第１圧力抑制室の気相部とを接続する第１真空破壊弁と、前記第１圧力抑制室の気相部と前記第２圧力抑制プールとを接続する第２ベント管と、前記第１圧力抑制室の気相部と前記第２圧力抑制室の気相部とを接続する第２真空破壊弁と、を備えることを特徴とする。

本発明によれば、万一、原子炉格納容器の圧力抑制機構の一部の真空破壊弁に開固着などの不具合が生じた場合であっても、原子炉格納容器の圧力抑制機能を維持することが可能な信頼性の高い原子炉格納容器及び原子力発電プラントを実現することができる。

上記した以外の課題、構成および効果は、以下の実施形態の説明によって明らかにされる。

本発明の好適な一実施例である実施例１の原子炉格納容器の構成図である。 本発明の好適な一実施例である実施例２の原子炉格納容器の構成図である。 本発明の好適な一実施例である実施例２の派生例の原子炉格納容器の構成図である。 本発明の好適な一実施例である実施例３の原子炉格納容器の一部断面を示す構成図である。 従来技術（鋼製原子炉格納容器以外）の説明図である。

以下、図面を用いて本発明の実施例を説明する。なお、各図面において、同一の構成については同一の符号を付し、重複する部分についてはその詳細な説明は省略する。

本発明の好適な一実施例である実施例１の原子炉格納容器を、図１を用いて説明する。本実施例の原子炉格納容器は沸騰水型原子力発電プラントに適用される。

複数の燃料集合体（図示せず）が装荷された炉心２が原子炉圧力容器１内に配置される。主蒸気配管１５や給水配管（図示せず）が原子炉圧力容器１に接続される。原子炉格納容器４は、原子炉圧力容器１を取り囲み、内部に、互いに区分された上部ドライウェル５、下部ドライウェル６、及び冷却材を充填した圧力抑制プールを内包する圧力抑制室を有する。

本実施例では、図１に示すように、圧力抑制プール及び圧力抑制室は、圧力抑制プール８Ａを内包する圧力抑制室７Ａ、及び圧力抑制プール８Ｂを内包する圧力抑制室７Ｂの２つに圧力抑制室分割壁１７によって２分割される。つまり、圧力抑制室７Ａ（第１圧力抑制室）を圧力抑制室の径方向内側領域に配置し、圧力抑制室７Ｂ（第２圧力抑制室）を圧力抑制室の径方向外側領域に配置する。言い換えると、圧力抑制室は、原子炉格納容器４を平面視した際の径方向において、圧力抑制室分割壁１７により、各々気密性を有する圧力抑制室７Ａ（第１圧力抑制室）と圧力抑制室７Ｂ（第２圧力抑制室）とに２分割されている。

図５に示す背景技術では、圧力抑制室及び圧力抑制プールは１つずつ設置されており、ベント管１１は上部ドライウェル５と圧力抑制プール８を接続し、真空破壊弁１６は下部ドライウェル６と圧力抑制室７の気相部を接続するものだけであったが、本実施例では圧力抑制室７を図１のように２分割しているため、以下に示す２種類のベント管及び真空破壊弁を設置する。

まず、第１圧力抑制室７Ａとドライウェルを接続する第１ベント管１１Ａ及び第１真空破壊弁１６Ａについて説明する。第１ベント管１１Ａはペデスタル１０の壁内に設置され、第１ベント管１１Ａの一端が上部ドライウェル５に開放され、第１ベント管１１Ａの他端が第１圧力抑制室７Ａに内包される第１圧力抑制プール８Ａの冷却水中に接続される。第１真空破壊弁１６Ａは、第１ベント管１１Ａと同様にペデスタル１０の壁内に設置され、第１圧力抑制室７Ａの気相部と下部ドライウェル６を接続する。第１真空破壊弁１６Ａは逆止弁であり、ドライウェル側が第１圧力抑制室側よりも負圧になったときのみ、圧力差によって自動的に開き、第１圧力抑制室７Ａから下部ドライウェル６側にガスを輸送することで原子炉格納容器４の損傷を防止する。

下部ドライウェル６は円環状の第１圧力抑制室７Ａに取り囲まれている。下部ドライウェル６は原子炉圧力容器１の真下の領域で、原子炉圧力容器支持スカート１３によって上部ドライウェル５と区分されているが、第１ベント管１１Ａ上に設けられたドライウェル連通管１２によって上部ドライウェル５と空間的に接続され、常に均圧化されている。

次に、第１圧力抑制室７Ａと第２圧力抑制室７Ｂを接続する第２ベント管１１Ｂ及び第２真空破壊弁１６Ｂについて説明する。第２ベント管１１Ｂは圧力抑制室分割壁１７内に設置され、第２ベント管１１Ｂの一端は第１圧力抑制室７Ａの気相部に開放され、第２ベント管１１Ｂの他端は第２圧力抑制室７Ｂに内包される第２圧力抑制プール８Ｂの冷却水中に接続される。

第２真空破壊弁１６Ｂは、第２ベント管１１Ｂと同様に圧力抑制室分割壁１７内に設置され、第１圧力抑制室７Ａの気相部と第２圧力抑制室７Ｂの気相部とを接続する。第１真空破壊弁１６Ａと同様に、第２真空破壊弁１６Ｂも逆止弁であり、第１圧力抑制室７Ａ側が第２圧力抑制室７Ｂ側よりも負圧になったときのみ、圧力差によって自動的に開き、第２圧力抑制室７Ｂから第１圧力抑制室７Ａ側にガスを輸送することで原子炉格納容器４の損傷を防止する。

以下、主蒸気管１本の大破断（大破断による冷却材喪失事故ＬＯＣＡ：Loss of Coolant Accident）を想定した場合を一例として、本発明の原子炉格納容器の挙動を説明する。主蒸気配管１５が破断すると、原子炉圧力容器１で発生した蒸気が破断口から流出し、原子炉圧力容器１内の水位３及び圧力が低下する。主蒸気隔離弁（図示せず）は、主蒸気管流量大の信号によって全閉し、主蒸気隔離弁閉信号によってスクラム信号が発生し、全ての制御棒が炉心２に挿入されることで原子炉は停止する。

スクラムにより原子炉が停止した後も、定格熱出力の数％以下と小さく、かつ時間と共に指数関数的に減少するものの、炉心２内に存在する核***生成物（ＦＰ）の原子核崩壊に伴って発生する崩壊熱により蒸気が発生し続けるため、原子炉圧力容器１内の冷却材は減少し続ける。そのため、原子炉圧力容器１内の水位３を維持することで炉心２を継続的に冷却しつつ、炉心で発生する蒸気を凝縮させることで原子炉格納容器４の圧力上昇を緩和し、原子炉格納容器４から崩壊熱を系外に除去する必要がある。

まず、本実施例の原子炉格納容器の圧力上昇抑制機構について説明する。破断口から上部ドライウェル５に蒸気が流出することで上部ドライウェル５の圧力が増加し、第１ベント管１１Ａ内の水位を押し下げる。第１圧力抑制プール８Ａ側の第１ベント管１１Ａの蒸気流出口より低い位置までベント管１１Ａ内の水位が押し下げられることで、上部ドライウェル５から第１圧力抑制プール８Ａに窒素及び蒸気が流入する。

第１圧力抑制プール８Ａに流入した窒素は第１圧力抑制室７Ａの空間部（気相部）に蓄積して第１圧力抑制室７Ａの気相圧力を上昇させる。第１圧力抑制室７Ａの圧力が第２圧力抑制室７Ｂの圧力よりも大きくなることで第２ベント管１１Ｂの水位が押し下げられ、第２圧力抑制プール８Ｂ側の第２ベント管１１Ｂの蒸気流出口より低い位置までベント管１１Ｂ内の水位が押し下げられることで、第１圧力抑制室７Ａの気相部から第２圧力抑制プール８Ｂに窒素及び蒸気が流入する。

ドライウェル内の窒素ガスが第１圧力抑制室７Ａ及び第２圧力抑制室７Ｂに移行することで原子炉格納容器圧力が上昇するが、上部ドライウェル５の体積と圧力抑制室気相部容積の和（７Ａと７Ｂの和）の割合を適切な範囲に設計することにより、原子炉格納容器４の圧力上昇量を一定以下にすることが可能である。

一方、第１圧力抑制プール８Ａに流入した蒸気は第１圧力抑制プール８Ａの未飽和水によって凝縮されて水に戻されるため、発生蒸気による原子炉格納容器４の圧力上昇を抑制できる。本実施例では、圧力抑制プールを第１圧力抑制プール８Ａと第２圧力抑制プール８Ｂに２分割しており、第１圧力抑制プール８Ａの水量が従来の圧力抑制プールの水量よりも少ないため、第１圧力抑制プール８Ａのプール水温が飽和温度に達する時間が早まる。

プール水温が飽和温度に達した後は第１圧力抑制プール８Ａによる蒸気凝縮機能が低下すること及び飽和したプール水の蒸発によって蒸気が第１圧力抑制室７Ａの気相中に放出されるが、発生した蒸気は第２ベント管１１Ｂを介して第２圧力抑制プール８Ｂに移行し、第２圧力抑制プール８Ｂの水で凝縮されるため、原子炉格納容器４の圧力上昇を抑制することができる。

このように、圧力抑制室を２分割しても、窒素ガス及び蒸気が第２圧力抑制室７Ｂまで到達するため、従来の原子炉格納容器と同様に、原子炉格納容器４の圧力上昇抑制のために、第１及び第２圧力抑制プール水（８Ａと８Ｂ）や第１及び第２圧力抑制室（７Ａと７Ｂ）の気相体積の全量を活用することができる。

なお、本実施例の場合、原子炉格納容器内の圧力は、ドライウェル圧力＞第１圧力抑制室圧力＞第２圧力抑制室圧力、となるため、２つの圧力抑制室間に圧力差が生じる分だけ、ドライウェル圧力が上昇する虞があるが、２つの圧力抑制室間の圧力差は第２ベント管１１Ｂの水頭程度であり、影響は小さい。

次に、原子炉圧力容器１内の水位３の維持、原子炉格納容器４からの除熱、及び原子炉格納容器４の減圧操作について説明する。原子力発電プラントでは、非常用電源を複数配備することで、万一、送電網の損傷等に起因する外部電源喪失に加えて何らかの理由によって非常用電源の単一故障が発生したとしても、故障を免れた非常用電源を用いて非常時炉心冷却系（ＥＣＣＳ：Emergency Core Cooling System）の主要設備の一つである残留熱除去系（ＲＨＲ）を起動し、原子炉圧力容器１への注水（ＬＰＦＬ）、上部ドライウェル５への原子炉格納容器スプレイ注水、及び圧力抑制プール水の冷却を行う事ができる。

特に、上部ドライウェル５中に設置された原子炉格納容器スプレイ（図示せず）を用いて上部ドライウェル５中の蒸気を凝縮させることで原子炉格納容器４の圧力を効果的に低減させることが可能だが、蒸気が急激に凝縮することでドライウェルが負圧となり、原子炉格納容器４が外気圧によって損傷する恐れがある。このような状況では、第１真空破壊弁１６Ａが第１圧力抑制室７Ａとドライウェル間の差圧によって自動的に開き、第１圧力抑制室７Ａから下部ドライウェル６側に蒸気及び窒素を輸送することで、原子炉格納容器４の損傷を防止できる。

しかし、万一の第１真空破壊弁１６Ａの故障（開固着）を想定した場合は、ドライウェルと第１圧力抑制室７Ａの気相部が常態的に均圧化し、第１ベント管１１Ａと第１圧力抑制プール８Ａによる蒸気凝縮による圧力抑制機能が喪失し、原子炉格納容器４の圧力上昇速度が増加する虞がある。

このような仮想的な事故発生に対して、本実施例の設備は以下のように動作する。本実施例では、上記のようにベント管及び真空破壊弁を二重化しているため、第１圧力抑制室７Ａの機能が喪失しても、第２圧力抑制室７Ｂにより、原子炉格納容器４の圧力上昇を抑制できる。すなわち、第１真空破壊弁１６Ａの故障（開固着）によりドライウェルと第１圧力抑制室７Ａが均圧化しても、第２真空破壊弁１６Ｂが故障しない限り、第１圧力抑制室７Ａと第２圧力抑制室７Ｂには圧力差が生じるため、第２ベント管１１Ｂを介して第１圧力抑制室内の蒸気や窒素ガスが第２圧力抑制室７Ｂに流入し、第２圧力抑制プール８Ｂによって蒸気が凝縮され、圧力抑制機能が維持される。

これにより、万一、第１真空破壊弁１６Ａが故障したとしても、第２真空破壊弁１６Ｂが故障しない限り、原子炉格納容器４の圧力抑制機能を維持することができる。本実施例のように真空破壊弁を二重化したとしても第１及び第２真空破壊弁の両方が同時に破損する確率は零ではないが、単一の真空破壊弁の構成よりも信頼性及び安全性が向上する。

このように、本実施例では、真空破壊弁を二重化することにより、真空破壊弁の動作信頼性を実質的に向上させることができる。これにより、原子炉格納容器の圧力抑制機能が喪失するリスクを低減できるので、原子炉格納容器圧力上昇を十分に抑制し、事故を安全に終息させることが可能になり、信頼性の高い原子炉格納容器及び原子力発電プラントを実現することができる。

また、原子炉格納容器の過圧破損を防止するために設置される原子炉格納容器ベントライン（図示せず）を、第２圧力抑制室７Ｂから原子炉格納容器４外に引き出すことにより、万一、第１真空破壊弁１６Ａの破損によって第１圧力抑制室７Ａの圧力抑制機能が喪失して第１ベント管１１Ａによるエアロゾル状核***生成物（ＦＰ）の除去機能が喪失したとしても、第２ベント管１１Ｂによるエアロゾル状核***生成物（ＦＰ）除去後の第２圧力抑制室７Ｂ内のガスを、原子炉格納容器ベントラインを介して原子炉格納容器外に放出することにより、放射性物質放出量を抑えることが可能となる。

更には、原子炉圧力容器１の蒸気を、ドライウェルを介さずに直接圧力抑制プールに導くための設備の蒸気排出口、例えば、主蒸気逃し安全弁の蒸気排出口や原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ：Reactor Core Isolation Cooling System）の蒸気タービンの排気蒸気排出口を、第１圧力抑制プール８Ａ中に、原子炉圧力容器１や原子炉格納容器４への注水設備のうち除熱機能を持たない設備の注水吸い込み口を第２圧力抑制プール８Ｂ中に開口させることで、以下の効果が得られる。

すなわち、炉内で発生した蒸気は、全て第１圧力抑制プール８Ａ中に導く。これにより第１圧力抑制プール８Ａの水温が上昇するが、高温水は、除熱機能を持つ設備、例えば残留熱除去系（ＲＨＲ）によって除熱できる。ＲＨＲは圧力抑制プール水温と冷却水温の差が大きいほど除熱効率が増加するため、結果として除熱効率が向上する。対して、除熱機能を持たない設備、例えば、ＲＨＲ熱交換器を持たない動的な原子炉圧力容器もしくは原子炉格納容器注水設備や原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）等は、取水源として比較的低温の第２圧力抑制プール８Ｂの水を利用できるので、注水の際のポンプやタービンの加熱を抑えることができ、除熱機能を持たない注水設備の動作信頼性を向上させることができる。

本発明の他の実施例である実施例２の原子炉格納容器を、図２を用いて説明する。本実施例の原子炉格納容器は鋼製原子炉格納容器を用いた沸騰水型原子力発電プラント全般に適用される。

本実施例における原子炉格納容器は、実施例１と比較して、鋼製原子炉格納容器４Ａを採用していること、及び第１圧力抑制室７Ａと第２圧力抑制室７Ｂの径方向位置が逆、すなわち、第１圧力抑制室７Ａを径方向外側に配置し、第２圧力抑制室７Ｂを径方向内側に配置した構成を有する。これに伴い、実施例１と異なり、ドライウェル連通管１２が第１ベント管１１Ａから独立した構造となっている。

本実施例では、第１ベント管１１Ａ及び第２ベント管１１Ｂは両方とも圧力抑制室分割壁１７中に設置される。ベント管の接続関係は実施例１と同じ、すなわち、第１ベント管１１Ａは上部ドライウェル５と第１圧力抑制プール８Ａを接続し、第２ベント管１１Ｂは第１圧力抑制室７Ａの気相部と第２圧力抑制プール８Ｂを接続する。

真空破壊弁については、第１真空破壊弁１６Ａの接続関係は実施例１とは異なり、本実施例では下部ドライウェル６ではなく、第１ベント管１１Ａの気相部と第１圧力抑制室７Ａの気相部とを接続している。第２真空破壊弁１６Ｂは実施例１に同じく、第１圧力抑制室７Ａの気相部と第２圧力抑制室７Ｂの気相部とを接続する。上部ドライウェル５と下部ドライウェル６はドライウェル連通管１２で接続され均圧化されていること、及び上部ドライウェル５と第１ベント管１１Ａも空間的に接続され均圧化されていることから、第１真空破壊弁１６Ａの接続先を下部ドライウェル６から第１ベント管１１Ａに変更しても、原子炉格納容器の性能に影響を与えない。

また、本実施例では、鋼製原子炉格納容器４Ａの外側に生体遮へい壁１４を配置し、鋼製原子炉格納容器４Ａと生体遮へい壁１４との間の間隙領域（原子炉格納容器冷却領域１８）に水を張り、原子炉格納容器冷却プール１９を設置している点が実施例１と異なる。他の構成は実施例１と同じである。

本実施例のような、鋼製原子炉格納容器と生体遮へい壁との間の間隙領域に水を張ることで圧力抑制プールを冷却する格納容器構成は、上記特許文献１（特開平１−９１０８９号公報）に記載され開示されている。この公報記載の原子炉格納容器冷却設備でも、原子炉格納容器の外側の、原子炉格納容器と生体遮へい壁の間に、格納容器冷却水プールが設置されており、格納容器冷却水プールは圧力抑制プールと原子炉格納容器の鋼製壁を介して熱的に接続されている。

上部ドライウェルと圧力抑制プールはベント管で連結されており、ベント管上に設けられたドライウェル連通管によって上部ドライウェルと下部ドライウェルが空間的に接続される。ベント管は上部ドライウェルと圧力抑制プールに開口している。原子炉圧力容器に接続される配管の破断事故発生を想定した場合、特許文献１の原子炉格納容器冷却設備は以下のように機能する。

破断配管を通して原子炉圧力容器から上部ドライウェルに流出した蒸気は、ベント管を介して圧力抑制プールへ導かれて凝縮されるため、原子炉格納容器の圧力上昇を抑制できる。原子炉圧力容器への注水は、動的注水系である高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ）もしくは、主蒸気逃がし安全弁を開いて原子炉圧力容器内圧力を十分に下げた後の低圧炉心注水系（ＬＰＦＬ）で実施する。圧力抑制プールへ導かれた蒸気によって圧力抑制プール水温が上昇するが、残留熱除去系（ＲＨＲ）を用いて除熱することで事故を終息させることができる。

しかし、万一、最終ヒートシンク喪失（ＬＵＨＳ：Loss of Normal Access to the Ultimate Heat Sink）等によってＲＨＲが使用出来ない場合は、圧力抑制プールからの除熱ができず、原子炉格納容器の内圧が上昇して原子炉格納容器の健全性が低下する虞がある。この時、原子炉格納容器の鋼製壁を介して格納容器冷却水プールによって圧力抑制プールを除熱することで、原子炉格納容器の内圧上昇を抑制し、原子炉格納容器の健全性を長期に亘って確保することができる。

本発明でも、上記特許文献１と同様に、ＬＵＨＳが発生した場合、すなわち、ＲＨＲが使用できず、原子炉格納容器が除熱できない状態に陥ったとしても、原子炉格納容器冷却プール１９による除熱が期待できる。更に、上記特許文献１に対して、本実施例では、流入する蒸気によって水温が速やかに上昇する第１圧力抑制プール８Ａを、鋼製原子炉格納容器４Ａを介して原子炉格納容器冷却プール１９と直接伝熱（熱交換）を行うことができる径方向外側領域に配置しているため、第１圧力抑制プール８Ａの水温と原子炉格納容器冷却プール１９の水温との差が速やかに大きくなり、事故発生早期の除熱量が特許文献１の技術よりも増加する。すなわち、鋼製原子炉格納容器４Ａの温度及び圧力上昇をより効果的に抑制することができる。また、本実施例においても、真空破壊弁を多重化しているため、実施例１と同様に、真空破壊弁の作動信頼性向上効果が得られる。

このように、本実施例では、実施例１と同様に、真空破壊弁を二重化することにより、真空破壊弁の動作信頼性を実質的に向上させることができる。これにより、原子炉格納容器４Ａの圧力抑制機能が喪失するリスクを低減できるので、原子炉格納容器圧力上昇を十分に抑制し、事故を安全に終息させることが可能になる。

また、鋼製原子炉格納容器４Ａ及び原子炉格納容器冷却プール１９を用いることでＲＨＲのような動的機器を用いることなく鋼製原子炉格納容器４Ａを除熱可能な本実施例では、圧力抑制室及び圧力抑制プールを２分割することにより、蒸気による温度上昇の大きな径方向外側の第１圧力抑制プール８Ａから原子炉格納容器冷却プール１９への事故後早期の除熱量を向上させることができる。以上の効果により、信頼性の高い原子炉格納容器及び原子力発電プラントを実現することができる。

図３に本実施例の派生例（変形例）を示す。鋼製原子炉格納容器４Ａからの除熱形態としては、図３に示すように、空冷による除熱方式も考えられる。この場合、第１圧力抑制プール８Ａの水、第１圧力抑制室７Ａのガス、及び上部ドライウェル５のガスからの、鋼製原子炉格納容器４Ａ壁を介した伝熱（熱交換）により、原子炉格納容器冷却領域１８の空気が加熱される。高温ガス密度は低温ガス密度よりも低いため、自然循環により、空気取り込み口２１から冷たい外気が流入し、空気排出口２２から自動的に排出される。

このような構成とすれば、原子炉格納容器冷却プール１９を使用することなく、鋼製原子炉格納容器４Ａを除熱することができる。この派生例（変形例）では、蒸気による温度上昇の大きな径方向外側の第１圧力抑制プール８Ａから原子炉格納容器冷却領域１８のガスへの伝熱量を増加でき、自然循環流量や除熱量を向上できることから、より安全性の高い原子炉格納容器を実現できる。

更に、実施例１と同様に、原子炉格納容器の過圧破損を防止するために設置される原子炉格納容器ベントライン（図示せず）を、第２圧力抑制室７Ｂから原子炉格納容器４外に引き出すことにより、万一、第１真空破壊弁１６Ａの破損によって第１圧力抑制室７Ａの圧力抑制機能が喪失して第１ベント管１１Ａによるエアロゾル状核***生成物（ＦＰ）除去機能が喪失したとしても、第２ベント管１１Ｂによるエアロゾル状核***生成物（ＦＰ）除去後の第２圧力抑制室７Ｂ内のガスを、原子炉格納容器ベントラインを介して原子炉格納容器外に放出することにより放射性物質放出量を抑えることが可能となる。

加えて、原子炉圧力容器１の蒸気を、ドライウェルを介さずに直接圧力抑制プールに導くための設備の蒸気排出口、例えば、主蒸気逃し安全弁の蒸気排出口や原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）の蒸気タービンの排気蒸気排出口を、第１圧力抑制プール８Ａ中に、原子炉圧力容器１や原子炉格納容器４への注水設備のうち除熱機能を持たない設備の注水吸い込み口を第２圧力抑制プール８Ｂ中に開口させることで、以下の効果が得られる。

すなわち、炉内で発生した蒸気は、全て第１圧力抑制プール８Ａ中に導く。これにより第１圧力抑制プール８Ａの水温が上昇するが、高温水は、除熱機能を持つ設備、例えばＲＨＲによって除熱できる。ＲＨＲは圧力抑制プール水温と冷却水温の差が大きいほど除熱効率が増加するため、結果として除熱効率が向上する。対して、除熱機能を持たない設備、例えば、ＲＨＲ熱交換器を持たない動的な原子炉圧力容器もしくは原子炉格納容器注水設備や原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）等は、取水源として比較的低温の第２圧力抑制プール８Ｂの水を利用できるので、注水の際のポンプやタービンの加熱を抑えることができ、除熱機能を持たない注水設備の動作信頼性を向上させることができる。

本発明の他の実施例である実施例３の静的原子炉格納容器冷却系を、図４を用いて説明する。本実施例の静的原子炉格納容器冷却系は沸騰水型原子力発電プラントに適用される。なお、図４では実施例２と同様に、第１圧力抑制室７Ａを径方向外側に配置し、第２圧力抑制室７Ｂを径方向内側に配置した構成例を示し、構造を分かり易くするために原子炉格納容器の横断面で示している。

本実施例における静的原子炉格納容器冷却系は、原子炉格納容器ベントライン２０を、第１圧力抑制室７Ａを経由せずに鋼製原子炉格納容器４Ａ外に引き出す構成としている。このような構成とすることにより、万一、第１真空破壊弁１６Ａが破損して第１圧力抑制室７Ａの圧力抑制機能及び第１ベント管１１Ａによるエアロゾル状核***生成物（ＦＰ）の除去機能が喪失し、同時に、第１圧力抑制室７Ａ内で原子炉格納容器ベントライン２０配管が破損して孔が空くことで、エアロゾル状核***生成物（ＦＰ）が除去される前の第１圧力抑制室７Ａのガスが第２圧力抑制室７Ｂを経由せずに鋼製原子炉格納容器４Ａ外に放出されるリスクを、完全に排除することができる。以上のように、本実施例では、外部への放射性物質放出リスクを更に低減することが可能となる。

なお、本発明は上記した実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上記した実施例は本発明を分かりやすく説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施例の構成の一部を他の実施例の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施例の構成に他の実施例の構成を加えることも可能である。また、各実施例の構成の一部について、他の構成の追加・削除・置換をすることが可能である。

１…原子炉圧力容器、２…炉心、３…原子炉圧力容器内水位、４…原子炉格納容器、４Ａ…鋼製原子炉格納容器、５…上部ドライウェル、６…下部ドライウェル、７…圧力抑制室、７Ａ…第１圧力抑制室、７Ｂ…第２圧力抑制室、８…圧力抑制プール、８Ａ…第１圧力抑制プール、８Ｂ…第２圧力抑制プール、９…ダイヤフロムフロア、１０…ペデスタル、１１…ベント管、１１Ａ…第１ベント管、１１Ｂ…第２ベント管、１２…ドライウェル連通管、１３…原子炉圧力容器支持スカート、１４…生体遮へい壁、１５…主蒸気配管、１６…真空破壊弁、１６Ａ…第１真空破壊弁、１６Ｂ…第２真空破壊弁、１７…圧力抑制室分割壁、１８…原子炉格納容器冷却領域、１９…原子炉格納容器冷却プール、２０…原子炉格納容器ベントライン、２１…空気取り込み口、２２…空気排出口。

Claims (13)

1. 複数の燃料集合体を装荷した炉心を内包する原子炉圧力容器と、
   前記原子炉圧力容器を内包し気密性を有する原子炉格納容器を備え、
   前記原子炉格納容器は、各々気密性を有するドライウェルと圧力抑制室に区画され、
   前記圧力抑制室は、前記原子炉格納容器を平面視した際の径方向において圧力抑制室分割壁により、各々気密性を有する第１圧力抑制室と第２圧力抑制室とに２分割され、
   前記第１圧力抑制室は、第１冷却材が充填された第１圧力抑制プールを有し、
   前記第２圧力抑制室は、第２冷却材が充填された第２圧力抑制プールを有し、
   前記ドライウェルと前記第１圧力抑制プールとを接続する第１ベント管と、
   前記ドライウェルと前記第１圧力抑制室の気相部とを接続する第１真空破壊弁と、
   前記第１圧力抑制室の気相部と前記第２圧力抑制プールとを接続する第２ベント管と、
   前記第１圧力抑制室の気相部と前記第２圧力抑制室の気相部とを接続する第２真空破壊弁と、
   を備えることを特徴とする原子炉格納容器。
2. 請求項１に記載の原子炉格納容器であって、
   前記第１圧力抑制室は、前記圧力抑制室の径方向内側領域に配置され、
   前記第２圧力抑制室は、前記圧力抑制室の径方向外側領域に配置されることを特徴とする原子炉格納容器。
3. 請求項２に記載の原子炉格納容器であって、
   前記第１ベント管は、前記ドライウェルと前記圧力抑制室とを区画するペデスタル内に設けられ、
   前記第２ベント管は、前記圧力抑制室分割壁内に設けられることを特徴とする原子炉格納容器。
4. 請求項３に記載の原子炉格納容器であって、
   前記第１真空破壊弁は、前記ペデスタル内に設けられ、
   前記第２真空破壊弁は、前記圧力抑制室分割壁内に設けられることを特徴とする原子炉格納容器。
5. 請求項１に記載の原子炉格納容器であって、
   前記原子炉格納容器は、鋼製原子炉格納容器であり、
   前記第１圧力抑制室は、前記圧力抑制室の径方向外側領域に配置され、
   前記第２圧力抑制室は、前記圧力抑制室の径方向内側領域に配置されることを特徴とする原子炉格納容器。
6. 請求項５に記載の原子炉格納容器であって、
   前記第１ベント管および前記第２ベント管は、前記圧力抑制室分割壁内に設けられることを特徴とする原子炉格納容器。
7. 請求項６に記載の原子炉格納容器であって、
   前記第１真空破壊弁および前記第２真空破壊弁は、前記圧力抑制室分割壁内に設けられることを特徴とする原子炉格納容器。
8. 請求項５から７のいずれか１項に記載の原子炉格納容器であって、
   前記第１冷却材の量は、前記第２冷却材の量よりも少ないことを特徴とする原子炉格納容器。
9. 請求項５に記載の原子炉格納容器であって、
   前記原子炉格納容器の径方向外側に、第３冷却材が充填された原子炉格納容器冷却プールを有することを特徴とする原子炉格納容器。
10. 請求項５に記載の原子炉格納容器であって、
    前記原子炉格納容器の径方向外側に、一端に空気取り込み口と他端に空気排出口とを有する原子炉格納容器冷却領域を備え、
    前記空気取り込み口から空気を取り込み、前記空気排出口から空気を排出することで前記原子炉格納容器を冷却することを特徴とする原子炉格納容器。
11. 請求項５から１０のいずれか１項に記載の原子炉格納容器であって、
    前記第２圧力抑制室の気相部と前記原子炉格納容器の外部とを接続する原子炉格納容器ベントラインを備え、
    前記原子炉格納容器ベントラインは、前記ドライウェルおよび前記第１圧力抑制室の気相部のいずれも経由せずに配置されることを特徴とする原子炉格納容器。
12. 請求項１から１１のいずれか１項に記載の原子炉格納容器であって、
    前記原子炉圧力容器で発生する蒸気の排出口を前記第１圧力抑制プール内に配置し、
    前記原子炉圧力容器および前記原子炉格納容器への注水設備のうち、除熱機能を持たない設備の注水設備の吸い込み口を前記第２圧力抑制プール内に配置することを特徴とする原子炉格納容器。
13. 請求項１から１２のいずれか１項に記載の原子炉格納容器を備えることを特徴とする原子力発電プラント。

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