JP4287106B2

JP4287106B2 - Reactor containment equipment

Info

Publication number: JP4287106B2
Application number: JP2002243419A
Authority: JP
Inventors: 欣治中野; 正英渡里; 静平子; 芳則飯村; 朋彦菊山; 博伊地知
Original assignee: Tokyo Electric Power Co Inc; Hitachi Engineering and Services Co Ltd; Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Current assignee: Tokyo Electric Power Co Inc; Hitachi Engineering and Services Co Ltd; Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Priority date: 2002-08-23
Filing date: 2002-08-23
Publication date: 2009-07-01
Anticipated expiration: 2022-08-23
Also published as: JP2004085234A

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子力発電所プラントに係わり、原子炉格納容器内に原子炉格納容器内部構造物を内置し、原子炉格納容器内部構造物に圧力抑制プールを有し、原子炉格納容器内部構造物の外側と原子炉格納容器の内周との間のギャップに外側圧力抑制プールを設け、原子炉格納容器の内周に熱伝達面を備えた原子炉格納設備に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】
本発明に関連する従来技術を、次の公知例を引用して説明する。
【０００３】
原子炉格納容器の内周に熱伝達面を備えた原子炉格納設備については、特開平５−１７２９７９号公報に開示されているように、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器が提案されている。
【０００４】
これは、原子炉格納容器の外周部に冷却水プールを設け、炉心の崩壊熱により発生した蒸気をベント管から導いて凝縮させ、高温となった圧力抑制室から鋼製の格納容器を介して外周プールに熱を伝えることで原子炉格納容器を冷却し、想定事故後の原子炉格納容器内圧力の抑制機能の向上が成せることが述べられている。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】
上記特許公報に記載の外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器は、事故後の原子炉格納容器内圧力の抑制機能を向上させた原子炉格納容器を提供しており、原子炉格納容器および原子炉建屋の小型化、経済性を目的とはしていない。
【０００６】
ここで近年、原子力発電所施設においては、主として経済性向上の観点から原子炉建屋の縮小化が必要不可欠となっている。
【０００７】
しかし、原子炉建屋は原子炉圧力容器を格納する原子炉格納容器と、この原子炉格納容器の周囲に設けられた各種機器室等の設備から構成されており、上記の外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器では、先行ＡＢＷＲにおける原子炉格納容器の外側に、この先行ＡＢＷＲにおける原子炉格納容器を覆うようにして鋼製の原子炉格納容器が設置されるため、原子炉格納容器が先行ＡＢＷＲよりも大きくなり、原子炉建屋の縮小化の阻害要因となっていた。
【０００８】
本発明はこれに鑑みなされたもので、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器において、原子炉格納容器内部構造物を縮小することにより、原子炉格納容器の寸法を小型化し、経済的な原子炉格納容器および原子炉建屋を提供することを目的とする。
【０００９】
【課題を解決するための手段】
本発明は、原子炉格納容器内部構造物の外周と原子炉格納容器の内周との間にギャップを設け、該ギャップを外側圧力抑制プールにしてなる原子炉格納設備にあって、原子炉格納容器内部構造物は中高さ部位より上側のところに外周方向に膨出する膨出部を有することを特徴とする。
【００１０】
さらに具体的には、次のとおりである。
（１）．外側圧力抑制プールの上方に位置するギャップを機器設備設置エリアとすることを特徴とする。
（２）．原子炉格納容器内部構造物の一部を張り出し構造とすることにより、原子炉格納容器内部構造物を縮小し、原子炉格納容器と原子炉格納容器内部構造物間のギャップに使用済燃料プールを設置すること。
（３）．外側圧力抑制プールの上方に位置するギャップに原子炉格納容器内空調機設備を設置することを特徴とする。
（４）．圧力抑制プールおよび外側圧力抑制プールに蒸気凝縮促進のためのクエンチャを備えたことを特徴とする。
（５）．原子炉圧力容器内に主蒸気逃がし安全弁を設け、外側圧力抑制プールに蒸気凝縮促進のためのクエンチャを備え、主蒸気逃がし安全弁とクエンチャを排気管で連通し、この排気管は原子炉圧力容器から上部ドライウェル内を横切り、ギャップ内を縦に延在するように配管されることを特徴とする。
（６）．上部ドライウェルの底であるダイヤフラムフロアレベルを下げたことを特徴とする。
（７）．外側圧力抑制プールの上方に位置するギャップ内に置かれる機器設備と、下部ドライウェル内の設備を連絡物で連絡し、この連絡物をウェットウェル内に這わせたことを特徴とする。
【００１１】
このように本発明は、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器において、原子炉格納容器内に設置される原子炉格納容器内部構造物の一部を張り出し構造とし、原子炉格納容器内部構造物を縮小化することにより、原子炉格納容器内に機器設備設置エリアを確保することが可能となり、原子炉建屋の小型化が可能となる。
【００１２】
また、原子炉格納容器内に設置される原子炉格納容器内部構造物の一部を張り出し構造とし、原子炉格納容器内部構造物を縮小化することにより、使用済燃料プールエリアとすることが可能となり、原子炉格納容器の小型化が可能となる。また、原子炉格納容器内に設置される原子炉格納容器内部構造物の一部を張り出し構造とし、原子炉格納容器内部構造物の外側に原子炉格納容器内部構造物内に設置されている機器設備等を移設することにより、原子炉格納容器内部構造物内のアクセス性およびメンテナンス性が向上する。原子炉格納容器および原子炉建屋の小型化が可能となり、経済性の向上をはかることが可能となる。
【００１３】
【発明の実施の形態】
以下の本発明の実施例を図示に基づいて詳細に説明する。
【００１４】
図1は自然放熱型格納容器の断面図を示す。
【００１５】
原子炉格納容器1は、岩盤に設置したマット３上に設置され原子炉圧力容器４を格納する原子炉格納容器内部構造物２とこの原子炉格納容器内部構造物２の頂部に設けられる使用済燃料プール５、原子炉ウェル６、機器仮置きプール７から構成される。
【００１６】
原子炉格納容器１は内部で発生した気体に対する耐圧、耐漏洩機能を持たせ、かつコンクリートよりも熱伝導率の良い鋼製であって、原子炉格納容器１壁を側面、下面をマット３、そして上面をドーム形状とする円筒形状を有する構造で囲いになるものである。この原子炉格納容器１は原子炉包囲外側容器４０で包囲される。原子炉包囲外側容器４０は、コンクリートで形成される。
【００１７】
原子炉格納容器１の外周と原子炉包囲外側容器４０の内周との間には、ギャップ（１ｍ〜２ｍ程度）が設けられ、このギャップの下部は外周プールとなる。原子炉包囲外側容器４０は、厚さが０．５ｍ〜１．５ｍ程度で天井の頂上付近には熱や蒸気を逃がすための放出口を設けている。
【００１８】
原子炉格納容器１は、中央部の円筒状の空間に原子炉格納容器内部構造物２が設置される。この原子炉格納容器内部構造物２は内側に向かって原子炉本体基礎８が設置され、原子炉本体基礎８の頂部には、原子炉圧力容器４が据え付けられる。原子炉圧力容器４は、原子炉圧力容器４のスカートのところを介して原子炉本体基礎８に支持されている。
【００１９】
原子炉格納容器内部構造物２内はダイヤフラムフロア９および原子炉本体基礎８により上部ドライウェル１０、下部ドライウェル１１および圧力抑制室１２に区分けされており、圧力抑制室１２の側面には連通孔１３を設置し、原子炉格納容器内部構造物２の外側と内側とが連通孔１３により連通しているため、原子炉格納容器内部構造物２の外側も圧力抑制室１２となっている。
【００２０】
圧力抑制室１２は、冷却水が張られる下側位置を圧力抑制プール１４、上側位置の上部空間をウェットウェル１５とする。また原子炉格納容器内部構造物２の外側に位置するギャップの下側は圧力抑制室１２で、そこのところで冷却水が張られるところを外側圧力抑制プールとする。
【００２１】
さらに原子炉格納容器１の外周と原子炉包囲外側容器４０の内側との間のギャップが外周プールになる。
【００２２】
なお、上部ドライウェル１０下部ドライウェル１１および圧力抑制室１２は通常運転中は不活性ガス（窒素）で置換し、火災等の発生を防止できるようにしている。
【００２３】
原子炉格納容器内部構造物２の寸法（幅、高さ、体積）は次のように決定される。
【００２４】
上部ドライウェル１０は、主蒸気配管１６、給水配管１７、主蒸気逃がし安全弁１８、主蒸気隔離弁１９等が設置されており、原子炉圧力容器４や主蒸気配管１６が引き回される空間、および主蒸気配管１６に設置された主蒸気逃がし安全弁１８、主蒸気隔離弁１９のメンテナンス作業のための大きさのスペースが確保される。
【００２５】
下部ドライウェル１１は、原子炉圧力容器４の下部に設置される制御棒駆動機構２０や原子炉冷却材再循環ポンプ２１等のメンテナンス作業のための大きさのスペースが確保される。また、下部ドライウェル１１の周囲に圧力抑制室１２が配置されているので、圧力抑制室１２の高さとの整合性も考慮している。
【００２６】
また、原子炉格納容器内部構造物２は構造上の観点から径が同一の円筒形の構造となっており、上部、下部ドライウェルの形状が設定されると必然的に圧力抑制室１２の平面形状は設定される。
【００２７】
原子炉格納容器内部構造物２の外側には、原子炉格納容器内部構造物２を覆うように原子炉格納容器１が設置され、この原子炉格納容器１と原子炉格納容器内部構造物２間のギャップは上記のように圧力抑制室１２となっている。この外側の圧力抑制室１２は、原子炉格納容器内部構造物２の上部外周に設けられた仕切り床２２により上部と下部に仕切られており、この仕切り床２２の下までが圧力抑制室１２となる。また、この仕切り床２２にはラプチャディスク２３が設置されており、圧力抑制室１２の圧力が上昇した場合に圧力上昇による原子炉格納容器内部構造物２および原子炉格納容器１の破壊を防止するため、圧力を開放することができる。このギャップで形成される圧力抑制室１２は、冷却水が張られる下側のところが前述した外側圧力抑制プールになる。
【００２８】
原子炉格納容器内部構造物２の上部に設置される使用済燃料プール５および機器仮置きプール７の幅は、原子炉格納容器１の寸法への影響を考慮し、上部ドライウェル１０の寸法と整合させており、かつ機器仮置きプール７においては原子炉圧力容器内に設置されているドライヤおよびセパレータを収納できる容量を確保し、使用済燃料プール５においては燃料貯蔵スペースを確保した寸法となっている。使用済燃料プール５および機器仮置きプール７の高さについては、使用済燃料プール５により決定されており、遮蔽に必要な寸法を確保している。
【００２９】
また、原子炉格納容器１の寸法（幅、高さ、体積）は主に原子炉格納容器内部構造物２を覆うように設置されるため、原子炉格納容器内部構造物２の寸法により決定される。
【００３０】
上記圧力抑制プール１４とウェットウェル１５からなる圧力抑制室は、原子炉格納容器内部構造物２の下部位に、使用済燃料プール５や機器仮置きプール７は上部位に、上部ドライウェル１０は中部位に位置し、かつ下部ドライウェル１１は原子炉圧力容器４の下方に、原子炉ウェル６は原子炉圧力容器４の上方に位置しているのである。
【００３１】
さて、原子炉格納容器１および原子炉建屋の小型化は原子炉格納容器内部構造物２を縮小することで行われる。この小型化について述べる。
【００３２】
上部ドライウェル１０の寸法を縮小するにあたり、縮小化の阻害要因となるのは主蒸気配管のペネトレーション２４および給水配管のペネトレーション２５の設置エリアであり、それ以外のエリアでは主蒸気配管１６や給水配管１７の合理的な引き回し、および主蒸気配管１６に設置される主蒸気逃がし安全弁１８、主蒸気隔離弁１９のメンテナンス作業のためのスペースを最小化することにより、原子炉格納容器内部構造物２の縮小化が可能となる。したがって、上部ドライウェル１０において、主蒸気配管のペネトレーション２４および給水配管のペネトレーション２５の設置エリア以外を縮小化する、つまりは原子炉格納容器内部構造物２の一部を張り出し構造とすることが可能となる。すなわち、上部ドライウェル１０より上側には、ペネトレーション２４および給水配管のペネトレーション２５の設置エリアが図１１に示すように膨出するように膨出部を設けた。他のところは径が小さくなるように縮小化したのである。具体的には原子炉格納容器内部構造物２の外径が２５ｍで、従来が２９ｍであるので４ｍ縮小したことになる。因みに従来の原子炉格納容器１は外径が４０ｍ、丈（高さ）が６０〜７０ｍであるので、同じ丈にしたときには本発明にあっては外径を４０ｍより小さく出来、外径を従来のものと同じにしたときは丈を低くすることができるのである。
【００３３】
また使用済燃料プール５のところも膨出するように膨出部を設けている。使用済燃料プール５、機器仮置きプール７および原子炉ウェル６は、上から見ると図１２に示すような形状を有している。
【００３４】
また、従来の原子炉建屋では、上部ドライウェル１０を形成する構造物が原子炉格納容器を兼ねた構造となっていたため、耐圧、耐漏洩機能等の構造上の制限がきびしく設定されていたが、本発明の外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器を用いることにより、上部ドライウェル１０および下部ドライウェル１１、圧力抑制プール１２、使用済燃料プール５、機器仮置きプール７等を構成する構造物が原子炉格納容器内部構造物２となるため、耐圧、耐漏洩機能等の構造上の制限において自由度が高くなることから、本発明のように原子炉格納容器内部構造物２の一部が張り出した構造を構成することが可能となる。
【００３５】
次に図２に示す実施例について述べる。
【００３６】
原子炉格納容器内部構造物２の一部を張り出し構造として原子炉格納容器内部構造物２を縮小し、原子炉格納容器１と原子炉格納容器内部構造物２間のギャップを機器設備設置エリア２６として使用することが可能となる。
【００３７】
ここでは、原子炉格納容器１と原子炉格納容器内部構造物２間のギャップ部を従来原子炉建屋内に設置されている制御棒駆動水ユニット等の設置エリアとして使用する場合について説明する。この場合、原子炉格納容器１と原子炉格納容器内部構造物２間のギャップ部は上記のように通常運転時に不活性ガス（窒素）で置換されている圧力抑制室１２となっているため、通常のプラント運転時には作業員の出入りが不可となっている。
【００３８】
原子炉建屋内の機器設備設置エリアとするためには、機器設備等の操作、搬出入およびメンテナンス等の作業をする必要があるため、プラント運転時にもそのエリアに作業員が出入りできるエリアとする必要がある。そこで、原子炉格納容器上部に設置されているラプチャディスク２３が備わった仕切り床２２の設置レベルを下げることにより、原子炉格納容器１と原子炉格納容器内部構造物２間のギャップ部は圧力抑制室１２ではなくなるため、原子炉建屋内の機器設備設置エリアを設けることが可能となる。また、このラプチャディスク２３か備わった仕切り床２２は原子炉建屋内の機器設備の設置床面として使用することができる。
【００３９】
上記のように、原子炉建屋内の機器設備を原子炉格納容器１内に設置することで、原子炉建屋の縮小が可能となる。また、原子炉格納容器１内に原子炉建屋内の機器設備を設置することにより、制御棒駆動機構２０等へ連絡する配管、ケーブル等の連絡物ルートを短縮した合理的な連絡物のルーティングが可能となる。
【００４０】
次に図３に示す実施例について述べる。
【００４１】
原子炉格納容器内部構造物２の一部を張り出し構造として原子炉格納容器内部構造物２を縮小し、原子炉格納容器１内の上部に設置されているラプチャディスク２３が備わった仕切り床２２の設置レベルを下げ、原子炉格納容器１と原子炉格納容器内部構造物２間のギャップ部を使用済燃料プール５の一部として使用する。この実施例では原子炉格納容器１の丈が従来のものに比べ、４〜５ｍ低く出来た。
【００４２】
これにより、使用済燃料プール５内に段部２７を設置することが可能となり、この段部２７に図示しない燃料貯蔵ラックを設置することにより、燃料貯蔵ラックまで燃料を移送する際の遮へい水深を確保することが可能となるため、使用済燃料プール高さを低減することができる。したがって、原子炉格納容器内部構造物２の高さの低減が可能になるとともに、原子炉格納容器１の小型化が可能となる。
【００４３】
次に図４に示す実施例について述べる。
【００４４】
図４に示すように、原子炉格納容器内部構造物２を張り出し構造とせずに、原子炉格納容器内部構造物２の使用済燃料プール５の下にあたる上部ドライウェル１０を縮小し、段部２７を設置するエリアを確保することで、使用済燃料プール５の高さを低減し、原子炉格納容器１を小型化することも可能となる。
【００４５】
次に図５に示す実施例について述べる。
【００４６】
原子炉格納容器内部構造物２内に設置される大型の機器として、原子炉格納容器内空調機器設備２８があげられる。原子炉格納容器内部構造物２の一部を張り出し構造として原子炉格納容器内部構造物２を縮小し、原子炉格納容器１と原子炉格納容器内部構造物２間のギャップ部に原子炉格納容器内空調機器設備２８の設置スペースを設け、原子炉格納容器内部構造物２内に設置されている原子炉格納容器内空調機器設備２８の設置エリアとして使用する。
【００４７】
原子炉格納容器内部構造物２の外側に移設した原子炉格納容器内空調機器設備２８は、上部ドライウェルにペネトレーション３０を設置し、上部ドライウェルと原子炉格納容器内空調機器設備２８をダクトにて接続することにより従来と同等の機能を果たすことが可能となる。
【００４８】
このように、原子炉格納容器内空調機器設備２８を原子炉格納容器内部構造物２の外側に移設することにより、原子炉格納容器内部構造物２内の空間利用の自由度が増加し、原子炉格納容器内部構造物２内のアクセス性、メンテナンス性が向上する。
【００４９】
次に図６および図７に示す実施例について述べる。
【００５０】
図６は縦断面を、図７は平面を示している。
【００５１】
原子炉格納容器内部構造物２内には、主蒸気逃がし安全弁１８が設置されている。主蒸気逃がし安全弁１８はすべての原子炉運転状態において、原子炉圧力容器４のピーク圧力を抑制するために設置されているもので、外部信号による強制開放もしくは蒸気圧高による自動開放により、原子炉圧力容器４内の蒸気を圧力抑制室１２に放出する。
【００５２】
そのため、この主蒸気逃がし安全弁１８からは蒸気を圧力抑制室１２へ直接導くための排気管２９が設置され、排気管２９の下端は圧力抑制プール１４の水中に設置される蒸気凝縮促進のためのクエンチャ３０に接続されている。
【００５３】
圧力抑制プール１４の水中にはクエンチャ３０と圧力抑制プール１４水を水源とするポンプ等へ接続される配管の吸い込みノズル３３が設置される。クエンチャ３０は主蒸気逃がし安全弁１８に接続されているため、主蒸気逃がし安全弁１８の数と同数設置され、圧力抑制プール１４水中に配置する際には圧力抑制プール１４水を水源とするポンプ等へ接続される配管の吸い込みノズル３３とクエンチャ３０の気泡影響範囲３４が干渉しないようにして配置している。
【００５４】
吸い込みノズル３３と気泡影響範囲３４が干渉すると、吸い込みノズル３３からクエンチャ３０から放出される気泡を吸い込むことにより、ポンプの送水管内において流速の急激な変化による管内圧力の上昇および降下が発生し、ポンプの性能低下および損傷等の影響を及ぼす可能性がある。
【００５５】
ここで、図７に示すように、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器を用いることで、圧力抑制室１２エリアが拡大され、それに伴ない圧力抑制プール１４が原子炉格納容器内部構造物２内から連通孔１３を介して原子炉格納容器内部構造物２の外側へと拡大されることから、この原子炉格納容器内部構造物２の外側の圧力抑制プールもクエンチャ３０の設置エリアとして利用することができる。また、原子炉格納容器内部構造物２の一部を張り出し構造として原子炉格納容器内部構造物２を縮小し、原子炉格納容器１と原子炉格納容器内部構造物２間のギャップ部が拡大することから、クエンチャ３０を原子炉格納容器内部構造物２下部の圧力抑制プール１４内と原子炉格納容器内部構造物２と原子炉格納容器１間の圧力抑制プール１４内に分割して設置することが可能となる。
【００５６】
したがって、原子炉格納容器内部構造物２の外側の圧力抑制プール１４内にもクエンチャ３０を配置することにより、原子炉格納容器内部構造物２内の空間利用の自由度が増加し、原子炉格納容器内部構造物２内のアクセス性、メンテナンス性が向上する。さらに、原子炉格納容器内部構造物２内の圧力抑制プール１４内に設置するクエンチャ３０については、上記のような吸い込みノズル３３と気泡影響範囲３４との干渉といった条件制限を受けることなくクエンチャ３０の配置が可能となる。
【００５７】
次に図８に示す実施例について述べる。
【００５８】
原子炉格納容器内部構造物２には、主蒸気逃がし安全弁１８とクエンチャ３０を接続する排気管２９が設置され、この排気管２９は、原子炉格納容器内部構造物２内において、上部ドライウェルおよび原子炉格納容器内部構造物２内の圧力抑制室１２を経由したルーティングとなっている。
【００５９】
原子炉格納容器内部構造物２の外側の圧力抑制プール１４内に設置されるクエンチャ３０に接続する排気管２９を原子炉格納容器内部構造物２内の圧力抑制室１２を経由せずに、原子炉格納容器１と原子炉格納容器内部構造物２間のギャップを使用して、上部ドライウェル１０から直接原子炉格納容器内部構造物２の外側へルーティングしている。すなわち、前記主蒸気逃がし安全弁１８とクエンチャ３０を排気管２９で連通し、排気管２９は前記原子炉圧力容器から前記上部ドライウェル内を横切り、ギャップ内を縦に延在するように配管されることにより、原子炉格納容器内部構造物２内の空間利用の自由度が増加し、原子炉格納容器内部構造物２内のアクセス性、メンテナンス性が向上する。
【００６０】
次に図９に示す実施例について述べる。
【００６１】
上記のように、原子炉格納容器内部構造物２の一部を張り出し構造として原子炉格納容器内部構造物２を縮小することで、原子炉格納容器内部構造物２の径が縮小するため、ドライウェル１０の側面に設置されるペネトレーション３１の設置エリアが従来よりも狭くなる。そのため、原子炉格納容器内部構造物２のペネトレーション計画について配慮する必要がある。
【００６２】
ここで、原子炉格納容器内部構造物２の形状設計について説明する。
【００６３】
原子炉格納容器１の形状設定にあたっては、原子炉圧力容器１に接続する配管が万一破断し、高温高圧蒸気が原子炉格納容器１内へ噴出する冷却材損失事故（ＬＯＣＡ）時に次の事項を想定する。ＬＯＣＡ時にはまず、高温高圧蒸気が上部・下部ドライウェル内に噴出して充満し、これらドライウェル１０内に充填されていた窒素を同伴してベント管３２経由で圧力抑制プール１４水中に放出される。ここで蒸気は凝縮されプール水温は上昇し、不凝縮性気体の窒素はウェットウェル１５内に蓄積され、ウェットウェル１５の圧力は上昇する。このようにＬＯＣＡ時に原子炉圧力容器１内の冷却材の熱と圧力を、動的機器を使用せずに原子炉格納容器内中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。
【００６４】
上記の理由より、上部および下部ドライウェルの体積は、ＬＯＣＡ時の初期圧力上昇の緩和のため確保され、ドライウェル１０体積よりウェットウェル１５体積は決定される。すなわちドライウェル１０体積が増加すると比例してウェットウェル１５体積を増加させる必要がある。
【００６５】
前述したように外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器を採用することにより、原子炉格納容器内部構造物２の外側が圧力抑制室となるため、必然的にウェットウェル１５エリアが増加する。したがって、ドライウェル１０体積に対してウェットウェル１５体積が十分大きくなるため、ドライウェル１０体積を増加させることが可能となる。
【００６６】
原子炉格納容器内部構造物２内のダイヤフラムフロア９のレベルを下げた構造とすることより、ドライウェル１０体積が増加するが上記により対応可能であり、また、上部ドライウェル高さの増加により従来と同等のペネトレーション３１の設置エリアを確保することが可能となる。
【００６７】
なお、ダイヤフラムフロア９の高さ位置は、圧力抑制室１２または圧力抑制プールの底から原子炉格納容器内部構造物の高さの１／２から１／３程度の範囲となる。
【００６８】
すなわち、ダイヤフラムフロア９の高さ位置は、原子炉格納容器内部構造物２内を上部ドライウェル１０と圧力抑制室１２に区画するため、上部ドライウェル１０が必要とする高さによって決まる傾向がある。上部ドライウェル１０は主蒸気配管１６や給水配管１７、その他空調機等を設置するスペースの確保および主蒸気配管１６や給水配管１７に取り付けられる弁の引き抜きないし分解作業のスペースを確保する上で必要がある。また事故等の初期圧力上昇緩和のために十分な容積を確保しなければならない。原子力プラントの出力により異なるが、上部ドライウェルの高さは約５ｍ〜１５ｍ程度である。圧力抑制室は、下部ドライウェルの容積によって決まる。圧力抑制室の高さは１０ｍ〜３０ｍ程度となる。
【００６９】
さらに原子炉格納容器内部構造物２の上部ドライウェル１０より上側は、使用済燃料プール５や機器仮置きプール７が設置される。各プール高さは内臓する燃料（機器）高さと水遮蔽に必要な寸法により決定される。高さは約５ｍ〜１５ｍ程度である。
【００７０】
このような種々の条件により、上記の１／２から１／３の範囲になるのである。
【００７１】
さらに、上部ドライウェル高さの増加により、上部ドライウェル１０内の空間に余裕ができるため、主蒸気配管１６および給水配管１７のペネトレーション設置レベルを下げることが可能となる。これにより、ドライウェル上部の空間に余裕ができ、主蒸気逃がし安全弁１８の搬出入スペースおよびメンテナンススペース、主蒸気隔離弁１９の引抜きスペース等が十分に確保できるため、プラントのメンテナンス性が向上する。さらに、プラント出力の増加に伴なう主蒸気逃がし安全弁１８および主蒸気隔離弁１９の大型化に大しても対応が可能となる。
【００７２】
次に図１０に示す実施例について述べる。
【００７３】
原子炉建屋においては、下部ドライウェル１１と原子炉格納容器１外部を接続するアクセストンネル３５が２本設置されている。１本は下部ドライウェル１１に設置されている制御棒駆動機構２０や原子炉冷却材再循環ポンプ２１をメンテナンスするために原子炉格納容器１外部へ搬出入するためのトンネルであり、もう１本は、人員が下部ドライウェル１１へアクセスするためのトンネルとなっている。
【００７４】
また、下部ドライウェル１１と原子炉格納容器１外部に設置される機器設備とを結ぶ連絡物３６は、このアクセストンネルを経由して引き回されている。そのため、アクセストンネル３５の寸法は制御棒駆動機構２０や原子炉冷却材再循環ポンプ２１を搬出入するためのスペースおよび人員のアクセススペースの他に、上記の下部ドライウェル１１と原子炉格納容器１外部に設置される機器設備とを結ぶ連絡物３６を引き回すためのスペースを確保した寸法となっている。また、連絡物３６の原子炉格納容器１の貫通部は耐圧、耐漏洩機能を要求されペネトレーション３１と呼ばれる強固な貫通構造となっている。
【００７５】
ここで従来の原子炉建屋では上部ドライウェル１０を形成する構造物が原子炉格納容器を兼ねた構造となっていたため、耐圧、耐漏洩機能等の構造上の制限がきびしく設定されていたが、今回の外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器を用いることにより、上部ドライウェル１０および下部ドライウェル１１、圧力抑制プール１２、使用済燃料プール５、機器仮置きプール７等を構成する構造物が原子炉格納容器内部構造物２となるため、耐圧、耐漏洩機能等の構造上の制限において自由度が高くなることから、下部ドライウェル１１と原子炉格納容器１外部に設置される機器設備とを結ぶ連絡物３６をアクセストンネル３５を経由せずに直接原子炉格納容器内部構造物２下部のウェットウェル領域を経由して引き回すことが可能となる。つまり、外側圧力抑制プールの上方に位置するギャップ内に置かれる機器設備と、下部ドライウェル１１内の設備を連絡物３６で連絡し、該連絡物３６をウェットウェル１５内に這わせるようにしているのである。
【００７６】
これにより、下部ドライウェル１１と原子炉格納容器１外部に設置される機器設備とを結ぶ連絡物３６はアクセストンネル３５を経由させる必要がなくなるため、アクセストンネル３５の寸法は機器の搬出入スペースおよび人員のアクセススペースを確保した必要最小寸法にすることが可能となり、経済性が向上する。また、下部ドライウェル１１と原子炉格納容器１外部に設置される機器設備とを結ぶ連絡物３６を直接原子炉格納容器内部構造物２下部のウェットウェル領域を経由して引き回すことにより、連絡物３６の長さを短くすることが可能となる。
【００７７】
さらに、図２で説明したように、原子炉格納容器１外部に設置されている機器設備を原子炉格納容器内部構造物２と原子炉格納容器１間のギャップスペースを利用して原子炉格納容器１内に設置することにより、さらに連絡物３６の長さを短くすることができる。以上により、プラントの経済性向上をはかることが可能となる。
【００７８】
【発明の効果】
以上説明してきたように、本発明によれば外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器において、格納容器内部構造物を縮小することにより原子炉格納容器の小型化および原子炉建屋の小型化が可能となり、原子炉建屋の経済性向上をはかることができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の実施例に係わるもので、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器における原子炉格納容器内部構造物の一部が張り出し構造を備えた格納容器の一例を示す断面図である。
【図２】本発明の他の実施例に係わるもので、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器において原子炉格納容器内部構造物の一部が張り出し構造を備えており、原子炉格納容器内部構造物の外側に機器設備を設置した一例を示す断面図である。
【図３】本発明の他の実施例に係わるもので、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器において原子炉格納容器内部構造物の一部が張り出し構造を備えており、原子炉格納容器内部構造物の外側に使用済燃料プールの段部を設置した一例を示す断面図である。
【図４】本発明の他の実施例に係わるもので、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器における原子炉格納容器内部構造物内に使用済燃料プールの段部の設置エリアを設けた一例を示す断面図である。
【図５】本発明の他の実施例に係わるもので、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器において原子炉格納容器内部構造物の一部が張り出し構造を備えており、原子炉格納容器内部構造物の外側に原子炉格納容器内空調機設備を設置した一例を示す断面図である。
【図６】本発明の他の実施例に係わるもので、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器において原子炉格納容器内部構造物の一部が張り出し構造を備えており、クエンチャを原子炉格納容器内部構造物下部の圧力抑制プール内と原子炉格納容器内部構造物と原子炉格納容器間の圧力抑制プール内に分割して設置した一例を示す断面図である。
【図７】本発明の図７に示す実施例の平面図である。
【図８】本発明の他の実施例に係わるもので、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器において原子炉格納容器内部構造物の一部が張り出し構造を備えており、原子炉格納容器内部構造物の外側に主蒸気逃がし安全弁からの排気管を配置した一例を示す断面図である。
【図９】本発明の他の実施例に係わるもので、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器において原子炉格納容器内部構造物の一部が張り出し構造を備えており、原子炉格納容器内部構造物内のダイヤフラムフロアレベル、主蒸気配管および給水配管のペネトレーション設置レベルを下げた構造の一例を示す断面図である。
【図１０】本発明の他の実施例に係わるもので、外周プール式冷却系を採用した自然放熱型格納容器において原子炉格納容器内部構造物の一部が張り出し構造を備えており、原子炉格納容器と原子炉格納容器内部構造物のギャップ間に設置する機器と下部ドライウェルとを連絡する設備を原子炉格納容器内部構造物下部のウェットウェル領域を経由して接続した一例を示す断面図である。
【図１１】図１のＡ−Ａ断面図である。
【図１２】図１のＢ−Ｂ断面図である。
【符号の説明】
１…原子炉格納容器、２…原子炉格納容器内部構造物、３…マット、４…原子炉圧力容器、５…使用済燃料プール、６…原子炉ウェル、７…機器仮置きプール、８…原子炉本体基礎、９…ダイヤフラムフロア、１０…上部ドライウェル、１１…下部ドライウェル、１２…圧力抑制室、１３…連通孔、１４…圧力抑制プール、１５…ウェットウェル、１６…主蒸気配管、１７…給水配管、１８…主蒸気逃がし安全弁、１９…主蒸気隔離弁、２０…制御棒駆動機構、２１…原子炉冷却材再循環ポンプ、２２…仕切り床、２３…ラプチャディスク、２４…主蒸気配管ペネトレーション、２５…給水配管ペネトレーション、２６…機器設備設置エリア、２７…段部、２８…原子炉格納容器内空調機設備、２９…排気管、３０…クエンチャ、３１…ペネトレーション、３２…ベント管、３３…吸い込みノズル、３４…気泡影響範囲、３５…アクセストンネル、３６…連絡物。[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
The present invention relates to a nuclear power plant, in which a reactor containment vessel internal structure is placed in a reactor containment vessel, the reactor containment vessel internal structure has a pressure suppression pool, and the reactor containment vessel internal structure The reactor containment facility is provided with an outer pressure suppression pool in the gap between the outer periphery of the reactor containment vessel and the inner periphery of the reactor containment vessel, and provided with a heat transfer surface on the inner periphery of the reactor containment vessel.
[0002]
[Prior art]
Prior art related to the present invention will be described with reference to the following known examples.
[0003]
As for the reactor containment equipment having a heat transfer surface on the inner periphery of the reactor containment vessel, as disclosed in Japanese Patent Laid-Open No. 5-172979, a natural heat radiation type containment vessel adopting an outer peripheral pool type cooling system is used. Proposed.
[0004]
This is because a cooling water pool is provided on the outer periphery of the reactor containment vessel, the steam generated by the decay heat of the core is led from the vent pipe to condense, and the high temperature pressure suppression chamber passes through the steel containment vessel. It is stated that the containment vessel can be cooled by transferring heat to the outer pool and the function of suppressing the containment pressure inside the containment vessel after the accident can be improved.
[0005]
[Problems to be solved by the invention]
The natural heat radiation type containment vessel adopting the outer peripheral pool type cooling system described in the above patent publication provides a containment vessel that has an improved function of suppressing the pressure inside the containment vessel after the accident. It is not aimed at miniaturization and economic efficiency of vessels and reactor buildings.
[0006]
Here, in recent years, in nuclear power plant facilities, it is essential to reduce the size of the reactor building mainly from the viewpoint of economic efficiency.
[0007]
However, the reactor building is composed of a reactor containment vessel for storing the reactor pressure vessel and equipment such as various equipment rooms provided around the reactor containment vessel. In the adopted natural heat dissipation type containment vessel, a steel reactor containment vessel is installed outside the reactor containment vessel in the preceding ABWR so as to cover the reactor containment vessel in the preceding ABWR. Was larger than the preceding ABWR, which was an obstacle to the reduction in the size of the reactor building.
[0008]
The present invention has been made in view of this, and in a natural heat radiation type containment vessel employing an outer peripheral pool type cooling system, by reducing the internal structure of the reactor containment vessel, the size of the reactor containment vessel is reduced, and the economy is reduced. It aims at providing a typical reactor containment vessel and reactor building.
[0009]
[Means for Solving the Problems]
The present invention provides a reactor containment facility in which a gap is provided between the outer periphery of the internal structure of the reactor containment vessel and the inner periphery of the reactor containment vessel, and the gap serves as an outer pressure suppression pool. The container internal structure has a bulging portion that bulges in the outer circumferential direction at a position above the middle height portion.
[0010]
More specifically, it is as follows.
(1). A gap located above the outer pressure suppression pool is used as an equipment installation area.
(2). By extending a part of the internal structure of the reactor containment vessel, the internal structure of the reactor containment vessel is reduced, and a spent fuel pool is formed in the gap between the reactor containment vessel and the internal structure of the reactor containment vessel. Install it.
(3). A reactor containment air conditioner is installed in a gap located above the outer pressure suppression pool.
(4). The pressure suppression pool and the outer pressure suppression pool are provided with quenchers for promoting vapor condensation.
(5). A main steam relief safety valve is provided in the reactor pressure vessel, a quencher for promoting steam condensation is provided in the outer pressure suppression pool, and the main steam relief safety valve and the quencher are communicated with an exhaust pipe. This exhaust pipe is connected to the reactor pressure vessel. It is characterized in that piping is provided so as to traverse the inside of the upper dry well and extend vertically in the gap.
(6). The diaphragm floor level which is the bottom of the upper dry well is lowered.
(7). The equipment installed in the gap located above the outer pressure suppression pool and the equipment in the lower dry well are communicated with each other through communication, and this communication is arranged in the wet well.
[0011]
As described above, the present invention provides a natural heat dissipation type containment vessel that employs an outer peripheral pool type cooling system, in which a part of the internal structure of the reactor containment vessel installed in the reactor containment vessel is overhanging, and the reactor containment vessel By downsizing the internal structure, it is possible to secure an equipment installation area in the reactor containment vessel, and the reactor building can be downsized.
[0012]
In addition, a part of the internal structure of the reactor containment vessel installed in the reactor containment vessel is overhanged, and the internal structure of the reactor containment vessel can be reduced to make a spent fuel pool area. Thus, the reactor containment vessel can be downsized. In addition, a part of the internal structure of the reactor containment vessel installed in the reactor containment vessel is overhanging, and the equipment installed in the internal structure of the reactor containment vessel outside the internal structure of the reactor containment vessel By relocating equipment and the like, accessibility and maintenance within the reactor containment internal structure are improved. The reactor containment vessel and the reactor building can be downsized, and the economic efficiency can be improved.
[0013]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
Embodiments of the present invention will be described in detail with reference to the drawings.
[0014]
FIG. 1 shows a cross-sectional view of a natural heat dissipation type containment vessel.
[0015]
The reactor containment vessel 1 is installed on the mat 3 installed on the rock and used for the reactor containment vessel internal structure 2 for storing the reactor pressure vessel 4 and the top of the reactor containment vessel internal structure 2. The fuel pool 5, the reactor well 6, and the equipment temporary storage pool 7 are configured.
[0016]
The reactor containment vessel 1 is made of steel having a pressure resistance and leakage resistance function against the gas generated inside, and having a heat conductivity higher than that of concrete. And it is enclosed by the structure which has the cylindrical shape which makes the upper surface dome shape. The reactor containment vessel 1 is surrounded by a reactor surrounding outer vessel 40. The reactor surrounding outer vessel 40 is made of concrete.
[0017]
A gap (about 1 m to 2 m) is provided between the outer periphery of the reactor containment vessel 1 and the inner periphery of the reactor surrounding outer vessel 40, and the lower part of the gap is an outer peripheral pool. The reactor-enclosed outer vessel 40 has a thickness of about 0.5 m to 1.5 m and is provided with a discharge port for releasing heat and steam near the top of the ceiling.
[0018]
The reactor containment vessel 1 is provided with a reactor containment vessel internal structure 2 in a cylindrical space in the center. In the reactor containment vessel internal structure 2, a reactor main body foundation 8 is installed inward, and a reactor pressure vessel 4 is installed on the top of the reactor main body foundation 8. The reactor pressure vessel 4 is supported by the reactor body base 8 through the skirt of the reactor pressure vessel 4.
[0019]
The internal structure 2 of the reactor containment vessel is divided into an upper dry well 10, a lower dry well 11, and a pressure suppression chamber 12 by a diaphragm floor 9 and a reactor body foundation 8, and a communication hole is formed in the side surface of the pressure suppression chamber 12. 13, and the outside and inside of the reactor containment vessel internal structure 2 communicate with each other through the communication hole 13, so that the outside of the reactor containment vessel internal structure 2 is also a pressure suppression chamber 12.
[0020]
In the pressure suppression chamber 12, a lower position where the cooling water is stretched is a pressure suppression pool 14, and an upper space of the upper position is a wet well 15. The lower side of the gap located outside the reactor containment vessel internal structure 2 is the pressure suppression chamber 12, and the place where the cooling water is filled there is the outer pressure suppression pool.
[0021]
Further, a gap between the outer periphery of the reactor containment vessel 1 and the inner side of the reactor surrounding outer vessel 40 becomes an outer peripheral pool.
[0022]
The upper dry well 10, the lower dry well 11, and the pressure suppression chamber 12 are replaced with an inert gas (nitrogen) during normal operation so that a fire or the like can be prevented.
[0023]
The dimensions (width, height, volume) of the reactor containment internal structure 2 are determined as follows.
[0024]
The upper dry well 10 is provided with a main steam pipe 16, a water supply pipe 17, a main steam relief safety valve 18, a main steam isolation valve 19, etc., and a space in which the reactor pressure vessel 4 and the main steam pipe 16 are routed, And the space of the magnitude | size for the maintenance operation | work of the main steam relief safety valve 18 and the main steam isolation valve 19 installed in the main steam piping 16 is ensured.
[0025]
The lower dry well 11 secures a space having a size for maintenance work such as the control rod drive mechanism 20 and the reactor coolant recirculation pump 21 installed at the lower part of the reactor pressure vessel 4. In addition, since the pressure suppression chamber 12 is disposed around the lower dry well 11, the consistency with the height of the pressure suppression chamber 12 is also taken into consideration.
[0026]
Further, the reactor containment vessel internal structure 2 has a cylindrical structure with the same diameter from the structural point of view. When the shapes of the upper and lower dry wells are set, the plane of the pressure suppression chamber 12 is necessarily formed. The shape is set.
[0027]
A reactor containment vessel 1 is installed outside the reactor containment vessel internal structure 2 so as to cover the reactor containment vessel internal structure 2, and between the reactor containment vessel 1 and the reactor containment vessel internal structure 2 The gap is the pressure suppression chamber 12 as described above. This outer pressure suppression chamber 12 is divided into an upper part and a lower part by a partition floor 22 provided on the outer periphery of the upper part of the reactor containment vessel internal structure 2. Become. In addition, a rupture disk 23 is installed on the partition floor 22 to prevent destruction of the reactor containment vessel internal structure 2 and the reactor containment vessel 1 due to the pressure rise when the pressure in the pressure suppression chamber 12 rises. Therefore, the pressure can be released. In the pressure suppression chamber 12 formed by this gap, the lower side where the cooling water is stretched becomes the aforementioned outer pressure suppression pool.
[0028]
The widths of the spent fuel pool 5 and the equipment temporary storage pool 7 installed on the upper part of the reactor containment internal structure 2 consider the influence on the dimensions of the reactor containment vessel 1 and the dimensions of the upper dry well 10. In the equipment temporary storage pool 7, a capacity capable of storing the dryer and separator installed in the reactor pressure vessel is secured, and in the spent fuel pool 5, a fuel storage space is secured. ing. The heights of the spent fuel pool 5 and the temporary equipment storage pool 7 are determined by the spent fuel pool 5, and the dimensions necessary for shielding are secured.
[0029]
Further, since the dimensions (width, height, volume) of the reactor containment vessel 1 are mainly installed so as to cover the reactor containment vessel internal structure 2, they are determined by the dimensions of the reactor containment vessel internal structure 2. The
[0030]
The pressure suppression chamber composed of the pressure suppression pool 14 and the wet well 15 is located in the lower part of the reactor containment internal structure 2, the spent fuel pool 5 and the equipment temporary storage pool 7 are in the upper part, and the upper dry well 10 is The lower dry well 11 is located below the reactor pressure vessel 4 and the reactor well 6 is located above the reactor pressure vessel 4.
[0031]
The reactor containment vessel 1 and the reactor building are downsized by reducing the reactor containment vessel internal structure 2. This miniaturization will be described.
[0032]
When the size of the upper dry well 10 is reduced, it is the installation area of the penetration 24 of the main steam pipe and the penetration 25 of the feed water pipe that becomes an obstacle to the reduction, and the main steam pipe 16 and the feed water pipe in other areas. 17, and the space for maintenance work of the main steam relief safety valve 18 and the main steam isolation valve 19 installed in the main steam pipe 16 is minimized, thereby reducing the internal structure 2 of the reactor containment vessel 2. Reduction is possible. Accordingly, in the upper dry well 10, it is possible to reduce the area other than the installation area of the penetration 24 of the main steam pipe and the penetration 25 of the water supply pipe, that is, a part of the reactor containment vessel internal structure 2 can be extended. It becomes. That is, the bulging part was provided above the upper dry well 10 so that the installation area of the penetration 24 and the penetration 25 of the water supply pipe bulges as shown in FIG. In other places, the diameter was reduced to be smaller. Specifically, since the outer diameter of the reactor containment vessel internal structure 2 is 25 m and the conventional one is 29 m, it is reduced by 4 m. Incidentally, since the conventional reactor containment vessel 1 has an outer diameter of 40 m and a height (height) of 60 to 70 m, in the present invention, the outer diameter can be made smaller than 40 m when the same length is used. When it is made the same as the one, the height can be lowered.
[0033]
Further, a bulging portion is provided so that the spent fuel pool 5 also bulges. The spent fuel pool 5, the equipment temporary storage pool 7, and the reactor well 6 have shapes as shown in FIG. 12 when viewed from above.
[0034]
Further, in the conventional reactor building, since the structure forming the upper dry well 10 has a structure that also serves as a reactor containment vessel, structural restrictions such as pressure resistance and leakage resistance function are severely set. By using the natural heat radiation type containment vessel adopting the outer peripheral pool type cooling system of the present invention, the upper dry well 10 and the lower dry well 11, the pressure suppression pool 12, the spent fuel pool 5, the equipment temporary storage pool 7, etc. Since the constituting structure is the reactor containment internal structure 2, the degree of freedom is increased in structural restrictions such as pressure resistance and leakage resistance function. Therefore, the reactor containment internal structure 2 as in the present invention. It is possible to constitute a structure in which a part of the projection is overhanging.
[0035]
Next, the embodiment shown in FIG. 2 will be described.
[0036]
The reactor containment vessel internal structure 2 is reduced by extending a part of the reactor containment vessel internal structure 2 so that the gap between the reactor containment vessel 1 and the reactor containment vessel internal structure 2 is set in the equipment installation area 26. Can be used.
[0037]
Here, the case where the gap part between the reactor containment vessel 1 and the reactor containment vessel internal structure 2 is used as an installation area for a control rod driving water unit or the like installed in a conventional reactor building will be described. In this case, the gap between the reactor containment vessel 1 and the reactor containment vessel internal structure 2 is the pressure suppression chamber 12 replaced with the inert gas (nitrogen) during normal operation as described above. Workers cannot enter or leave during normal plant operation.
[0038]
In order to make the equipment installation area in the reactor building, it is necessary to perform operations such as operation of equipment and equipment, loading / unloading and maintenance, etc., so that the area can be accessed by workers even during plant operation. There is a need. Therefore, the gap between the reactor containment vessel 1 and the internal structure 2 of the reactor containment vessel is suppressed by lowering the installation level of the partition floor 22 provided with the rupture disk 23 installed on the upper portion of the reactor containment vessel. Since it is no longer the chamber 12, it is possible to provide an equipment installation area in the reactor building. Further, the partition floor 22 provided with the rupture disk 23 can be used as an installation floor surface of equipment in the reactor building.
[0039]
As described above, by installing the equipment in the reactor building in the reactor containment vessel 1, the reactor building can be reduced. In addition, by installing equipment inside the reactor containment vessel 1 in the reactor containment vessel 1, rational communication routing that shortens the communication route such as piping, cables, etc. that communicates with the control rod drive mechanism 20, etc. It becomes possible.
[0040]
Next, the embodiment shown in FIG. 3 will be described.
[0041]
A part of the reactor containment vessel internal structure 2 is extended so that the reactor containment vessel internal structure 2 is reduced, and a partition floor 22 equipped with a rupture disk 23 installed in the upper part of the reactor containment vessel 1 is provided. The installation level is lowered and the gap between the reactor containment vessel 1 and the reactor containment vessel internal structure 2 is used as a part of the spent fuel pool 5. In this embodiment, the height of the reactor containment vessel 1 was lower by 4 to 5 m than the conventional one.
[0042]
Thereby, it becomes possible to install the step part 27 in the spent fuel pool 5, and by installing a fuel storage rack (not shown) in the step part 27, the shielding water depth when transferring fuel to the fuel storage rack can be reduced. Since it becomes possible to ensure, the spent fuel pool height can be reduced. Therefore, the height of the reactor containment vessel internal structure 2 can be reduced, and the reactor containment vessel 1 can be downsized.
[0043]
Next, the embodiment shown in FIG. 4 will be described.
[0044]
As shown in FIG. 4, the upper dry well 10 below the spent fuel pool 5 of the reactor containment internal structure 2 is reduced without using the overhanging structure of the reactor containment internal structure 2, and the step portion 27 By securing the area for installing the reactor, the height of the spent fuel pool 5 can be reduced, and the reactor containment vessel 1 can be downsized.
[0045]
Next, the embodiment shown in FIG. 5 will be described.
[0046]
As a large-sized device installed in the reactor containment vessel internal structure 2, there is a reactor containment vessel air conditioning equipment facility 28. The reactor containment internal structure 2 is reduced by extending a part of the reactor containment internal structure 2 and the reactor containment vessel is placed in the gap between the reactor containment vessel 1 and the reactor containment internal structure 2. An installation space for the internal air conditioner equipment 28 is provided and used as an installation area for the air conditioning equipment equipment 28 in the reactor containment vessel installed in the reactor containment vessel internal structure 2.
[0047]
The reactor containment air conditioning equipment 28 moved to the outside of the reactor containment internal structure 2 has a penetration 30 in the upper dry well, and the upper dry well and the reactor containment air conditioning equipment 28 are used as ducts. It is possible to perform the same function as before by connecting them.
[0048]
As described above, by moving the reactor containment internal air conditioning equipment 28 to the outside of the reactor containment internal structure 2, the degree of freedom of space utilization in the reactor containment internal structure 2 is increased. Accessibility and maintenance in the furnace containment vessel internal structure 2 are improved.
[0049]
Next, the embodiment shown in FIGS. 6 and 7 will be described.
[0050]
6 shows a longitudinal section, and FIG. 7 shows a plane.
[0051]
A main steam escape safety valve 18 is installed in the reactor containment vessel internal structure 2. The main steam relief safety valve 18 is installed to suppress the peak pressure of the reactor pressure vessel 4 in all reactor operation states. The reactor can be opened by forced opening by an external signal or automatic opening by high steam pressure. The vapor in the pressure vessel 4 is discharged into the pressure suppression chamber 12.
[0052]
Therefore, an exhaust pipe 29 for directing steam to the pressure suppression chamber 12 is installed from the main steam relief safety valve 18, and the lower end of the exhaust pipe 29 is installed in the water of the pressure suppression pool 14 to promote steam condensation. It is connected to the quencher 30.
[0053]
In the water of the pressure suppression pool 14, a suction nozzle 33 for piping connected to a pump or the like using the quencher 30 and the water of the pressure suppression pool 14 as a water source is installed. Since the quencher 30 is connected to the main steam relief safety valve 18, it is installed in the same number as the number of the main steam relief safety valves 18. The suction nozzle 33 of the pipe to be connected and the bubble influence range 34 of the quencher 30 are arranged so as not to interfere with each other.
[0054]
When the suction nozzle 33 and the bubble influence range 34 interfere with each other, the bubbles discharged from the quencher 30 are sucked from the suction nozzle 33, thereby causing an increase and decrease in pipe pressure due to a rapid change in flow velocity in the pump water supply pipe. There is a possibility of performance degradation and damage.
[0055]
Here, as shown in FIG. 7, by using a natural heat radiation type containment vessel that employs an outer peripheral pool type cooling system, the area of the pressure suppression chamber 12 is expanded, and accordingly the pressure suppression pool 14 is provided inside the reactor containment vessel. Since the inside of the structure 2 is expanded to the outside of the reactor containment vessel internal structure 2 through the communication hole 13, the pressure suppression pool outside the reactor containment vessel internal structure 2 is also installed in the quencher 30. Can be used as Further, a part of the reactor containment vessel internal structure 2 is extended to reduce the reactor containment vessel internal structure 2, and the gap between the reactor containment vessel 1 and the reactor containment vessel internal structure 2 is expanded. Therefore, the quencher 30 is divided and installed in the pressure suppression pool 14 below the reactor containment vessel internal structure 2 and in the pressure suppression pool 14 between the reactor containment vessel internal structure 2 and the reactor containment vessel 1. Is possible.
[0056]
Therefore, by arranging the quencher 30 in the pressure suppression pool 14 outside the reactor containment internal structure 2, the degree of freedom of space utilization in the reactor containment internal structure 2 is increased, and the reactor containment is performed. Accessibility and maintainability in the container internal structure 2 are improved. Further, for the quencher 30 installed in the pressure suppression pool 14 in the reactor containment vessel internal structure 2, the quencher 30 is not subject to the condition restriction such as the interference between the suction nozzle 33 and the bubble influence range 34 as described above. Placement is possible.
[0057]
Next, the embodiment shown in FIG. 8 will be described.
[0058]
The reactor containment vessel internal structure 2 is provided with an exhaust pipe 29 connecting the main steam relief safety valve 18 and the quencher 30, and the exhaust pipe 29 is connected to the upper dry well and the reactor containment vessel internal structure 2. Routing via the pressure suppression chamber 12 in the reactor containment vessel internal structure 2 is performed.
[0059]
The exhaust pipe 29 connected to the quencher 30 installed in the pressure suppression pool 14 outside the reactor containment vessel internal structure 2 is not connected to the pressure containment chamber 12 in the reactor containment vessel internal structure 2 without passing through the pressure suppression chamber 12. The gap between the reactor containment vessel 1 and the reactor containment vessel internal structure 2 is used to route directly from the upper dry well 10 to the outside of the reactor containment vessel internal structure 2. That is, the main steam relief safety valve 18 and the quencher 30 communicate with each other through an exhaust pipe 29, and the exhaust pipe 29 is piped from the reactor pressure vessel so as to cross the upper dry well and extend vertically in the gap. As a result, the degree of freedom of space utilization in the reactor containment vessel internal structure 2 is increased, and the accessibility and maintenance in the reactor containment vessel internal structure 2 are improved.
[0060]
Next, the embodiment shown in FIG. 9 will be described.
[0061]
As described above, the reactor containment vessel internal structure 2 is reduced by reducing a part of the reactor containment vessel internal structure 2 as an overhanging structure, thereby reducing the diameter of the reactor containment vessel internal structure 2. The installation area of the penetration 31 installed on the side surface of the well 10 becomes narrower than before. Therefore, it is necessary to consider the penetration plan for the reactor containment vessel internal structure 2.
[0062]
Here, the shape design of the reactor containment vessel internal structure 2 will be described.
[0063]
When setting the shape of the containment vessel 1, the piping connected to the reactor pressure vessel 1 should be broken, and the following matters should be taken in case of a coolant loss accident (LOCA) in which high-temperature high-pressure steam is ejected into the containment vessel 1 Is assumed. At the time of LOCA, first, high-temperature and high-pressure steam is jetted and filled in the upper and lower dry wells, and is discharged into the water in the pressure suppression pool 14 via the vent pipe 32 along with the nitrogen filled in the dry wells 10. . Here, the vapor is condensed and the pool water temperature rises, the non-condensable gas nitrogen is accumulated in the wet well 15, and the pressure of the wet well 15 rises. In this way, the heat and pressure of the coolant in the reactor pressure vessel 1 during LOCA are mitigated and suppressed in the reactor containment vessel without using dynamic equipment, so that the integrity of the nuclear power plant as a whole is suppressed. Designed to maintain.
[0064]
For the above reasons, the volume of the upper and lower dry wells is ensured for mitigating the initial pressure increase during the LOCA, and the volume of the wet well 15 is determined from the volume of the dry well 10. That is, it is necessary to increase the wet well 15 volume in proportion to the increase in the dry well 10 volume.
[0065]
As described above, by adopting a natural heat dissipation type containment vessel that employs an outer peripheral pool type cooling system, the outside of the reactor containment vessel internal structure 2 becomes a pressure suppression chamber, which inevitably increases the area of the wet well 15. To do. Therefore, since the wet well 15 volume is sufficiently larger than the dry well 10 volume, the dry well 10 volume can be increased.
[0066]
Although the volume of the dry well 10 is increased by adopting a structure in which the level of the diaphragm floor 9 in the reactor containment internal structure 2 is lowered, the above can be dealt with. It is possible to secure an installation area for the penetration 31 equivalent to the above.
[0067]
In addition, the height position of the diaphragm floor 9 is in the range of about 1/2 to 1/3 of the height of the reactor containment vessel internal structure from the bottom of the pressure suppression chamber 12 or the pressure suppression pool.
[0068]
That is, the height position of the diaphragm floor 9 divides the inside of the reactor containment vessel internal structure 2 into the upper dry well 10 and the pressure suppression chamber 12, and therefore tends to be determined by the height required for the upper dry well 10. . The upper dry well 10 is necessary for securing a space for installing the main steam pipe 16, the water supply pipe 17, and other air conditioners, and for securing a space for pulling out or disassembling a valve attached to the main steam pipe 16 or the water supply pipe 17. There is. In addition, a sufficient volume must be secured to alleviate the initial pressure rise due to accidents. Although it depends on the output of the nuclear power plant, the height of the upper dry well is about 5 to 15 m. The pressure suppression chamber is determined by the volume of the lower dry well. The height of the pressure suppression chamber is about 10 m to 30 m.
[0069]
Further, a spent fuel pool 5 and an equipment temporary storage pool 7 are installed above the upper dry well 10 of the reactor containment vessel internal structure 2. Each pool height is determined by the built-in fuel (equipment) height and the dimensions required for water shielding. The height is about 5 m to 15 m.
[0070]
Due to such various conditions, the range is 1/2 to 1/3.
[0071]
Furthermore, since the space in the upper dry well 10 can be increased due to the increase in the height of the upper dry well, the penetration installation level of the main steam pipe 16 and the water supply pipe 17 can be lowered. As a result, the space above the dry well can be afforded, and the carry-in / out space and maintenance space of the main steam relief safety valve 18, the extraction space of the main steam isolation valve 19, etc. can be sufficiently secured, thereby improving the maintainability of the plant. Furthermore, it is possible to cope with an increase in the size of the main steam relief safety valve 18 and the main steam isolation valve 19 as the plant output increases.
[0072]
Next, the embodiment shown in FIG. 10 will be described.
[0073]
In the reactor building, two access tunnels 35 connecting the lower dry well 11 and the outside of the reactor containment vessel 1 are installed. One is a tunnel for carrying in and out of the reactor containment vessel 1 in order to maintain the control rod drive mechanism 20 and the reactor coolant recirculation pump 21 installed in the lower dry well 11. Is a tunnel for personnel to access the lower dry well 11.
[0074]
Further, a communication object 36 connecting the lower dry well 11 and equipment installed outside the reactor containment vessel 1 is routed through this access tunnel. Therefore, the size of the access tunnel 35 is not limited to the space for carrying in and out the control rod drive mechanism 20 and the reactor coolant recirculation pump 21 and the access space for personnel, and the lower dry well 11 and the reactor containment vessel 1 described above. It has a dimension that secures a space for routing the communication object 36 connecting to the equipment installed outside. Moreover, the penetration part of the containment vessel 1 of the communication object 36 is required to have a pressure resistance and leakage resistance function, and has a strong penetration structure called a penetration 31.
[0075]
Here, in the conventional reactor building, since the structure that forms the upper dry well 10 has a structure that also serves as a reactor containment vessel, structural restrictions such as pressure resistance, leakage resistance function, etc. were severely set. By using the natural heat radiation type containment vessel adopting the current outer peripheral pool type cooling system, the upper dry well 10, the lower dry well 11, the pressure suppression pool 12, the spent fuel pool 5, the equipment temporary storage pool 7, etc. are configured. Since the structure is the reactor containment internal structure 2, the degree of freedom is increased in structural restrictions such as pressure resistance and leak-proof function, and therefore, it is installed outside the lower dry well 11 and the reactor containment vessel 1. It is possible to route the connection 36 linking the equipment and equipment directly via the wet well region below the internal structure 2 of the reactor containment vessel without using the access tunnel 35. It made. That is, the equipment installed in the gap located above the outer pressure suppression pool and the equipment in the lower dry well 11 are connected by the communication 36, and the communication 36 is arranged in the wet well 15. It is.
[0076]
As a result, the connection object 36 connecting the lower dry well 11 and the equipment installed outside the reactor containment vessel 1 does not need to be routed through the access tunnel 35. It becomes possible to make the necessary minimum dimension that secures the access space for personnel, and the economy is improved. In addition, the communication object 36 connecting the lower dry well 11 and the equipment installed outside the reactor containment vessel 1 is directly routed through the wet well region at the lower part of the reactor containment vessel internal structure 2 to thereby provide the communication object. The length of 36 can be shortened.
[0077]
Further, as described with reference to FIG. 2, the equipment installed outside the reactor containment vessel 1 is used for the reactor containment vessel using the gap space between the reactor containment vessel internal structure 2 and the reactor containment vessel 1. By installing in 1, the length of the communication object 36 can be further shortened. As described above, it becomes possible to improve the economic efficiency of the plant.
[0078]
【The invention's effect】
As described above, according to the present invention, in the natural heat dissipation type containment vessel adopting the outer peripheral pool type cooling system, the containment vessel internal structure is reduced to reduce the size of the reactor containment vessel and the size of the reactor building. The economic efficiency of the reactor building can be improved.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 relates to an embodiment of the present invention, and shows an example of a containment vessel in which a part of the internal structure of a reactor containment in a natural heat radiation containment that employs an outer peripheral pool type cooling system has a protruding structure. It is sectional drawing.
FIG. 2 relates to another embodiment of the present invention, and in a natural heat radiation type containment vessel adopting an outer peripheral pool type cooling system, a part of the internal structure of the reactor containment vessel has an overhanging structure, It is sectional drawing which shows an example which installed the equipment in the outer side of the storage container internal structure.
FIG. 3 relates to another embodiment of the present invention, and in a natural heat radiation type containment vessel adopting a peripheral pool type cooling system, a part of the internal structure of the reactor containment vessel has an overhang structure, It is sectional drawing which shows an example which installed the step part of the spent fuel pool in the outer side of the storage container internal structure.
FIG. 4 relates to another embodiment of the present invention, and shows the installation area of the stepped portion of the spent fuel pool in the internal structure of the reactor containment vessel in the natural heat dissipation containment vessel adopting the outer peripheral pool type cooling system. It is sectional drawing which shows an example provided.
FIG. 5 relates to another embodiment of the present invention, and in a natural heat radiation type containment vessel adopting an outer peripheral pool type cooling system, a part of the internal structure of the reactor containment vessel has an overhanging structure, It is sectional drawing which shows an example which installed the nuclear reactor containment air conditioner equipment in the outer side of the containment vessel internal structure.
FIG. 6 relates to another embodiment of the present invention, and in the natural heat radiation type containment vessel adopting the outer peripheral pool type cooling system, a part of the internal structure of the reactor containment vessel has a protruding structure, It is sectional drawing which shows an example divided | segmented and installed in the pressure suppression pool of the lower part of a reactor containment vessel internal structure, and the pressure suppression pool between a reactor containment vessel internal structure and a reactor containment vessel.
FIG. 7 is a plan view of the embodiment shown in FIG. 7 of the present invention.
FIG. 8 relates to another embodiment of the present invention, and in a natural heat radiation type containment vessel adopting an outer peripheral pool type cooling system, a part of the internal structure of the reactor containment vessel has an overhanging structure, It is sectional drawing which shows an example which has arrange | positioned the exhaust pipe from the main steam escape safety valve to the outer side of the storage container internal structure.
FIG. 9 relates to another embodiment of the present invention, and in a natural heat radiation type containment vessel adopting an outer peripheral pool type cooling system, a part of the internal structure of the reactor containment vessel has an overhanging structure, It is sectional drawing which shows an example of the structure which lowered | hung the penetration installation level of the diaphragm floor level in a containment container internal structure, main steam piping, and water supply piping.
FIG. 10 relates to another embodiment of the present invention, and in a natural heat radiation type containment vessel adopting an outer peripheral pool type cooling system, a part of the internal structure of the reactor containment vessel has an overhanging structure, Sectional drawing which shows an example which connected the equipment installed between the gap of a containment vessel and a reactor containment internal structure, and the lower dry well via the wet well area | region of the reactor containment internal structure lower part It is.
11 is a cross-sectional view taken along the line AA in FIG.
12 is a cross-sectional view taken along the line BB in FIG.
[Explanation of symbols]
DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Reactor containment vessel, 2 ... Reactor containment internal structure, 3 ... Mat, 4 ... Reactor pressure vessel, 5 ... Spent fuel pool, 6 ... Reactor well, 7 ... Equipment temporary storage pool, 8 ... Reactor body foundation, 9 ... Diaphragm floor, 10 ... Upper dry well, 11 ... Lower dry well, 12 ... Pressure suppression chamber, 13 ... Communication hole, 14 ... Pressure suppression pool, 15 ... Wet well, 16 ... Main steam piping, DESCRIPTION OF SYMBOLS 17 ... Feed water piping, 18 ... Main steam relief safety valve, 19 ... Main steam isolation valve, 20 ... Control rod drive mechanism, 21 ... Reactor coolant recirculation pump, 22 ... Partition floor, 23 ... Rupture disk, 24 ... Main steam Pipe penetration, 25 ... Water supply pipe penetration, 26 ... Equipment installation area, 27 ... Step, 28 ... Air conditioner equipment in reactor containment vessel, 29 ... Exhaust pipe, 30 ... Quencher, 31 ... Penetration Configuration, 32 ... vent pipe, 33 ... suction nozzle, 34 ... bubble influence area, 35 ... access tunnel, 36 ... Contact thereof.

Claims

原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器を内置する原子炉格納容器内部構造物と、該原子炉格納容器内部構造物を内置する原子炉格納容器を有し、前記原子炉格納容器を鋼材等の熱良伝導性素材で形成し、前記原子炉格納容器内部構造物の外周と前記原子炉格納容器の内周との間にギャップを設け、該ギャップに外側圧力抑制プールを設けてなる原子炉格納設備において、
前記原子炉格納容器内部構造物は、中高さ部位に設けた上部ドライウェルと、前記上部ドライウェルより下方の下部位に設けた圧力抑制室と、前記上部ドライウェルより上方の上部位に設けた使用済燃料プールや機器仮置プールを有し、
前記原子炉格納容器から上部ドライウェル内を横切り前記原子炉格納容器の外部に導出されるペネトレーションを含む配管と、前記配管に設けられ、上部ドライウェル内に配置される安全弁や主蒸気隔離弁を含む弁を有し、
前記上部ドライウェルは、前記配管や前記弁が位置するところを前記原子炉格納容器に向け当該上部ドライウェルの外面が外方に張り出す張り出し構造になるように部分的に膨出させた膨出部を有することを特徴とする原子炉格納設備。A reactor pressure vessel, a reactor containment vessel internal structure in which the reactor pressure vessel is placed, and a reactor containment vessel in which the reactor containment vessel internal structure is placed, and the reactor containment vessel is made of steel, etc. A reactor having a gap between an outer periphery of the internal structure of the reactor containment vessel and an inner periphery of the reactor containment vessel, and an outer pressure suppression pool provided in the gap. In the containment facility,
The internal structure of the reactor containment vessel is provided in an upper dry well provided in a middle height part, a pressure suppression chamber provided in a lower part below the upper dry well, and an upper part above the upper dry well. Has a spent fuel pool and equipment temporary pool,
A pipe including a penetration that crosses the inside of the upper dry well from the reactor containment vessel and is led to the outside of the reactor containment vessel, and a safety valve and a main steam isolation valve provided in the pipe and disposed in the upper dry well. Having a valve including,
The upper dry well is bulged to an outer surface of the upper dry well toward the place where the pipe and the valve is positioned in the reactor containment vessel is partially swelled so as to overhang structure projecting outward A reactor containment facility characterized by having a section.

請求項１記載の原子炉格納設備において、
前記圧力抑制室は、下側の圧力抑制プールと、上側のウエットウェルを有し、
前記外側圧力抑制プールと前記圧力抑制プールとを連通孔で連通し、
前記原子炉格納容器内部構造物は、前記原子炉圧力容器の下方に下部ドライウェルと、原子炉圧力容器の上方に原子炉ウェルを有し、
前記原子炉格納容器内部構造物は、内外周の二重鋼板間にコンクリートが詰まる構造を有することを特徴とする原子炉格納設備。The reactor containment facility according to claim 1,
The pressure suppression chamber has a lower pressure suppression pool and an upper wet well,
The outer pressure suppression pool and the pressure suppression pool communicate with each other through a communication hole,
The reactor containment internal structure has a lower dry well below the reactor pressure vessel and a reactor well above the reactor pressure vessel,
The reactor containment structure has a structure in which concrete is packed between inner and outer double steel plates.

請求項１または２記載の原子炉格納設備において、
前記外側圧力抑制プールの上方に位置するギャップを機器設備設置エリアとすることを特徴とする原子炉格納設備。The reactor containment facility according to claim 1 or 2,
The reactor containment facility, wherein a gap located above the outer pressure suppression pool is used as an equipment installation area.

請求項２記載の原子炉格納設備において、
前記使用済燃料プールは、前記原子炉格納容器に向け当該使用済燃料プールの外面が外方に張り出す張り出し構造になるように部分的に膨出させた別の膨出部を有し、かつ前記別の膨出部は前記上部ドライウェルに設けた前記膨出部よりも上方に位置することを特徴とする原子炉格納設備。The reactor containment facility according to claim 2,
The spent fuel pool has another bulging portion partially bulged so that the outer surface of the spent fuel pool projects outwardly toward the reactor containment vessel, and The reactor containment facility, wherein the another bulging portion is positioned above the bulging portion provided in the upper dry well .

請求項１または２記載された原子炉格納設備において、
前記外側圧力抑制プールの上方に位置するギャップに原子炉格納容器内空調機設備を設置することを特徴とする原子炉格納設備。The reactor containment facility according to claim 1 or 2,
Reactor containment equipment, wherein an air conditioner equipment in a reactor containment vessel is installed in a gap located above the outer pressure suppression pool.

請求項１または２記載の原子炉格納設備において、
前記圧力抑制室および外側圧力抑制プールに蒸気凝縮促進のためのクエンチャを備えたことを特徴とする原子炉格納設備。The reactor containment facility according to claim 1 or 2,
A reactor containment facility comprising a quencher for promoting steam condensation in the pressure suppression chamber and the outer pressure suppression pool.

請求項１または２記載の原子炉格納設備において、
前記原子炉圧力容器内部構造物内に主蒸気逃がし安全弁を設け、
前記圧力制御室および前記外側圧力抑制プールに蒸気凝縮促進のためのクエンチャを備え、
前記主蒸気逃がし安全弁と前記クエンチャを排気管で連通し、
前記排気管は、前記原子炉圧力容器から前記上部ドライウェル内を横切り、前記ギャップ内を縦に延在するように配管されることを特徴とする原子炉格納設備。The reactor containment facility according to claim 1 or 2,
A main steam relief safety valve is provided in the reactor pressure vessel internal structure,
A quencher for promoting vapor condensation in the pressure control chamber and the outer pressure suppression pool;
Communicating the main steam relief safety valve and the quencher with an exhaust pipe;
The reactor containment facility characterized in that the exhaust pipe is piped from the reactor pressure vessel so as to cross the inside of the upper dry well and extend vertically in the gap.

請求項１または２記載の原子炉格納設備において、
前記上部ドライウェルの底であるダイヤフラムフロアレベルの高さ位置は、前記外側圧力抑制プールまたは前記圧力抑制室の底から前記原子炉格納容器内部構造物の高さの１／２〜１／３程度としたことを特徴とする原子炉格納設備。The reactor containment facility according to claim 1 or 2,
The height position of the diaphragm floor level which is the bottom of the upper dry well is about 1/2 to 1/3 of the height of the internal structure of the reactor containment vessel from the bottom of the outer pressure suppression pool or the pressure suppression chamber. Reactor containment facility characterized by

請求項１または２記載の原子炉格納設備において、
前記外側圧力抑制プールの上方に位置するギャップ内に置かれる機器設備と、前記下部ドライウェル内の設備を連絡物で連絡し、該連絡物を前記ウェットウェル内に這わせたことを特徴とした原子炉格納設備。The reactor containment facility according to claim 1 or 2,
The equipment installed in the gap located above the outer pressure suppression pool and the equipment in the lower dry well are communicated with each other by communication, and the communication is arranged in the wet well. Reactor containment equipment.