JPH11281786A

JPH11281786A - 原子炉格納容器

Info

Publication number: JPH11281786A
Application number: JP10087411A
Authority: JP
Inventors: Takashi Saito; 隆斎藤; Akio Asano; 明朗浅野
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1998-03-31
Filing date: 1998-03-31
Publication date: 1999-10-15
Also published as: US6173027B1; CN1230753A; CN1141716C

Abstract

(57)【要約】【課題】原子力発電プラントにおいて、電気出力の増大
化の要求に対応し、安全に、比較的容易な手段でコンパ
クト化し、経済性を向上させた原子炉格納容器を提供す
る。【解決手段】原子炉圧力容器２１の支持位置において、
シール材３３を用いて上部ドライウェル２８と下部ドラ
イウェル２９とを気密に隔離し、それぞれ専用のベント
管などを設ける。上部ドライウェル２８で事故が起こっ
た場合には、ウェットウェル３１の気相部の高圧気体を
連通孔４０を介して下部ドライウェル２９に流入させ、
下部ドライウェル２９で事故が起こった場合には、ウェ
ットウェル３１の気相部の高圧気体を連通孔３６を介し
て上部ドライウェル２８に流入させ、ウェットウェル３
１の外壁にかかる負荷を低減させる。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、沸騰水型原子炉の
原子炉格納容器に関する。

【０００２】

【従来の技術】従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の中で
最新のものに改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）が知ら
れている。このＡＢＷＲの鉄筋コンクリート製原子炉格
納容器（ＲＣＣＶ）について図面に基づいて説明する。

【０００３】図６は、従来のＡＢＷＲの原子炉格納容器
の概略断面図である。この原子炉格納容器１は、図６に
示すように内部中央にほぼ中空の円筒状のＲＰＶペデス
タル２により支持スカート部３で支持された原子炉圧力
容器４が設けられている。この原子炉圧力容器４の外周
側は、中空の円筒状の外周コンクリート壁５により包囲
されている。この外周コンクリート壁５およびＲＰＶペ
デスタル２は下端をマットコンクリート壁６により支持
されている。外周コンクリート壁５とＲＰＶペデスタル
２とは、ＲＰＶペデスタル２の上下方向ほぼ中央位置で
水平壁７により結合している。

【０００４】原子炉圧力容器４の支持スカート部３から
上側は、外周コンクリート壁５、水平壁７、およびＲＰ
Ｖペデスタル２により囲まれた空間である上部ドライウ
ェル８により包囲されている。また、原子炉圧力容器４
の支持スカート部３から下側は、マットコンクリート壁
６、およびＲＰＶペデスタル２により囲まれた空間であ
る下部ドライウェル９により包囲されている。この下部
ドライウェル９には、図示しない原子炉冷却材再循環ポ
ンプと制御棒駆動機構とを内包している。さらに、この
下部ドライウェル９の外周側には、外周コンクリート壁
５、マットコンクリート壁６、水平壁７、およびＲＰＶ
ペデスタル２により囲まれた空間であるウェットウェル
１０が設けられている。このウェットウェル１０の下半
側には、水を貯溜したサプレッションプール１１が設け
られている。

【０００５】ＲＰＶペデスタル２内には、連通孔１２が
設けられている。この連通孔１２は上部ドライウェル８
と下部ドライウェル９との気体の流路であるとともに、
下部ドライウェル９からこの下部ドライウェル９に内包
する図示しない原子炉冷却材再循環ポンプの熱交換器冷
却用配管、制御棒駆動機構の電気ケーブル、空調ダクト
などを上部ドライウェル８に連通している。これらの配
管、電気ケーブル、ダクトなどは上部ドライウェル８か
ら図示しないペネトレーションを介して原子炉格納容器
外へ連絡されている。

【０００６】ＲＰＶペデスタル２の下半側には、下部ド
ライウェル９側に開口する垂直ベント管１３が設けられ
ている。この垂直ベント管１３は下端側で複数の水平ベ
ント管１４に接続し、この水平ベント管１４はサプレッ
ションプール１１の水中に開口している。サプレッショ
ンプール１１には、主蒸気配管破断事故など想定される
事故時に原子炉圧力容器４から放出される熱エネルギを
安全に吸収できるだけの水が保たれている。

【０００７】また、原子炉格納容器１には、外周コンク
リート壁５とウェットウェル１０とＲＰＶペデスタル２
とを貫通し、原子炉格納容器１の外部と下部ドライウェ
ル９とを連通する通路が設けられている。この通路とし
て、下部ドライウェル９の機器を搬出入する機器搬出入
用通路１５と、作業員が下部ドライウェル内で作業を行
うために原子炉格納容器１の外部から下部ドライウェル
９に立ち入る人員用通路１６とが設けられている。これ
らの機器搬出用通路１５と人員用通路１６とには、下部
ドライウェル９から図示しない制御棒駆動機構のスクラ
ム配管が設置されている。

【０００８】図７は、図６のＡ−Ａ矢視断面図である。
原子炉格納容器１には、図７に示すように断面が円環状
の外周コンクリート壁５の内側には、上部ドライウェル
８が形成されている。この上部ドライウェル８には、主
蒸気配管破断事故などが起こった際に燃料体の爆発を防
ぐために、不活性ガス（窒素）が充満した状態になって
いる。外周コンクリート壁５の内周側には、上部ドライ
ウェル８に包囲され、断面が円環状のＲＰＶペデスタル
２が設けられている。このＲＰＶペデスタル２の外周に
沿って、合計１０個の連通孔１２が開口している。

【０００９】図８は、図６のＢ−Ｂ矢視断面図である。
原子炉格納容器１には、図８に示すように断面円環状の
外周コンクリート壁５の内側には、ウェットウェル１０
が設けられている。また、外周コンクリート壁５の内周
側には、ウェットウェル１０に包囲され、断面円環状の
ＲＰＶペデスタル２が設けられている。このＲＰＶペデ
スタル２内には、断面円状の垂直ベント管１３が合計１
０個設けられている。ＲＰＶペデスタル２の内側は、下
部ドライウェル９となっている。

【００１０】また、原子炉格納容器１には、原子炉格納
容器１の外部と下部ドライウェル９とを連通し、下部ド
ライウェル９の機器を搬出入する機器搬出入通路１５
と、作業員が下部ドライウェル９で作業を行うための通
路である人員用通路１６とが設けられている。

【００１１】このように構成された従来の原子炉格納容
器１では、主蒸気配管破断事故など上部ドライウェル８
で事故が発生した際には、上部ドライウェル８と下部ド
ライウェル９とが連通しているので、上部ドライウェル
８と下部ドライウェル９の蒸気圧が上昇し、一定以上の
蒸気圧になると下部ドライウェル９に連通した垂直ベン
ト管１３と水平ベント管１４とを介してサプレッション
プール１１の水中に高圧蒸気が噴出する。この噴出した
高圧蒸気はサプレッションプール１１の水により凝縮さ
れ、上部ドライウェル８と下部ドライウェル９の気圧を
低減させる。

【００１２】また、小口径配管破断事故など下部ドライ
ウェル９で事故が発生した際には、上部ドライウェル８
と下部ドライウェル９とが連通しているので、上部ドラ
イウェル８と下部ドライウェル９の蒸気圧が上昇し、一
定以上の蒸気圧になると下部ドライウェル９に連通した
垂直ベント管１３と水平ベント管１４とを介してサプレ
ッションプール１１の水中に高圧蒸気が噴出する。この
噴出した高圧蒸気はサプレッションプール１１の水によ
り凝縮され、上部ドライウェル８と下部ドライウェル９
の気圧を低減させる。

【００１３】なお、原子炉格納容器１の内径寸法につい
ては、原子炉圧力容器４の外径、原子炉圧力容器４につ
ながる図示しない主蒸気配管隔離弁の配置スペースなど
から決定している。

【００１４】また、原子炉格納容器１の高さ寸法につい
ては、原子炉圧力容器４の高さ寸法と原子炉圧力容器４
の底部に設置された図示しない制御棒駆動機構と、この
制御棒駆動機構の保守・点検用プラットフォームの高さ
寸法などから決定している。

【００１５】このようにして決定された原子炉格納容器
１の内径寸法および高さ寸法では、主蒸気配管破断事故
など、想定される事故の際に原子炉格納容器１の設計圧
力を満たすことが必要となる。

【００１６】この想定される事故に対し、原子炉格納容
器１を上部ドライウェル８と下部ドライウェル９との和
とウェットウェル１０とに分け、内蔵される配管、機器
などの容積を除いた上部ドライウェル８の自由空間体積
と下部ドライウェル９の自由空間体積との和とウェット
ウェル１０の自由空間体積を解析の一条件として圧力解
析を行う。

【００１７】従来の１３５０ＭＷｅ級ＡＢＷＲ型原子炉
格納容器１の場合、設計圧力３．１６ｋｇ／ｃｍ²ｇに
対して解析上の誤差などを１５％としてこれを満足した
値となっている。このとき、上部ドライウェル８の自由
空間体積と下部ドライウェル９の自由空間体積との和に
対するウェットウェル１０の自由空間体積の比が約０．
８１となっている。

【００１８】

【発明が解決しようとする課題】しかしながら、電気出
力を従来の１３５０ＭＷｅ級から増加させるような要求
があった場合、図示しない炉心燃料の増加に伴い原子炉
圧力容器４の外形寸法および高さ寸法が大きくなり、原
子炉格納容器１の内径寸法および高さ寸法が増大してし
まう。

【００１９】また、電気出力の増加に伴い、上部ドライ
ウェル８と下部ドライウェル９の自由空間体積を増大さ
せねばならず、これに比例してウェットウェル１０の自
由空間体積も増大し、原子炉格納容器１の内径寸法およ
び高さ寸法も大きくなってしまう。

【００２０】さらに、原子炉圧力容器１の電気出力の増
加に比例して炉心燃料も増加し、原子炉圧力容器４の保
有する熱量も増加するため、サプレッションプール１１
に貯溜する水量もほぼ電気出力の増加に比例して増加す
るので、この水量確保の点からも原子炉格納容器１の内
径寸法および高さ寸法が増大してしまう。

【００２１】本発明は上述した事情を考慮してなされた
もので、その目的は、原子力発電プラントにおいて、電
気出力の増大化の要求に対応し、安全に、しかも比較的
容易な手段でコンパクト化し、経済性を向上させた原子
炉格納容器を提供することにある。

【００２２】

【課題を解決するための手段】上述した課題を解決する
ために、請求項１の発明は、原子炉圧力容器、原子炉再
循環系その他の原子炉系の配管、機器を内包する外周コ
ンクリート壁と、この外周コンクリート壁の下方に位置
し、前記外周コンクリート壁を支持するマットコンクリ
ート壁と、前記外周コンクリート壁のほぼ中心位置で原
子炉圧力容器を支持するＲＰＶペデスタルと、このＲＰ
Ｖペデスタルの上下方向ほぼ中央位置で前記外周コンク
リート壁とＲＰＶペデスタルとを連結する水平壁と、前
記外周コンクリート壁、水平壁、ＲＰＶペデスタル、お
よび原子炉圧力容器により包囲された上部ドライウェル
と、前記原子炉圧力容器の下方に位置し、前記マットコ
ンクリート壁、ＲＰＶペデスタル、および原子炉圧力容
器により包囲され、原子炉冷却材再循環ポンプと制御棒
駆動機構とを有する下部ドライウェルと、この下部ドラ
イウェルの外周側で、前記外周コンクリート壁、マット
コンクリート壁、水平壁、およびＲＰＶペデスタルによ
り包囲され、その下半側が水を貯溜したサプレッション
プールとされたウェットウェルと、前記原子炉圧力容器
の支持位置で前記上部ドライウェルと下部ドライウェル
とを気密に隔離する隔離手段と、前記上部ドライウェル
とサプレッションプールとを連通する上部ドライウェル
専用のベント管と、この上部ドライウェル専用のベント
管とウェットウェルの気相部とを連通する連通孔内に設
置され、非常時における一定以上の気圧により遮蔽状態
を解除し、且つ前記ウェットウェルの気相部から上部ド
ライウェルへ選択的に気流を許容する上部ドライウェル
専用の高圧気体流入手段と、前記下部ドライウェルとサ
プレッションプールとを連通する下部ドライウェル専用
のベント管と、前記下部ドライウェルとウェットウェル
の気相部とを連通する連通孔内に設置され、非常時にお
ける一定以上の気圧により遮蔽状態を解除し、且つ前記
ウェットウェルの気相部から下部ドライウェルへ選択的
に気流を許容する下部ドライウェル専用の高圧気体流入
手段とを備えたことを特徴とする。

【００２３】請求項２の発明は、請求項１記載の原子炉
格納容器において、上部ドライウェル専用のベント管
は、ＲＰＶペデスタル内に垂直に設けられ、その上端が
上部ドライウェル側に開口する垂直ベント管と、この垂
直ベント管の下端側に接続され、サプレッションプール
の水中に開口する水平ベント管とを備えたことを特徴と
する。

【００２４】請求項３の発明は、請求項１記載の原子炉
格納容器において、上部ドライウェル専用のベント管
は、ＲＰＶペデスタルの外周側に設けられ、その上端が
上部ドライウェル側に開口し、下端がサプレッションプ
ールの水中に開口する垂直ベント管であることを特徴と
する。

【００２５】請求項４の発明は、請求項１記載の原子炉
格納容器において、上部ドライウェル専用のベント管
は、ＲＰＶペデスタルの外周側に設けられ、その上端が
上部ドライウェル側に開口する垂直ベント管と、この垂
直ベント管の下端側に接続され、サプレッションプール
水中に開口する水平ベント管とを備えたことを特徴とす
る。

【００２６】請求項５の発明は、請求項１から４までの
いずれかに記載の原子炉格納容器において、下部ドライ
ウェル専用のベント管は、ＲＰＶペデスタル内に垂直に
設けられ、その上端が下部ドライウェル側に開口する垂
直ベント管と、この垂直ベント管の下端側に接続され、
サプレッションプールの水中に開口する水平ベント管と
を備えたことを特徴とする。

【００２７】請求項６の発明は、請求項１から４までの
いずれかに記載の原子炉格納容器において、下部ドライ
ウェル専用のベント管は、ＲＰＶペデスタルの外周側に
設けられ、その上端が下部ドライウェル側に開口する垂
直ベント管と、この垂直ベント管の下端側に接続され、
サプレッションプールの水中に開口する水平ベント管と
を備えたことを特徴とする。

【００２８】請求項７の発明は、請求項１から６までの
いずれかに記載の原子炉格納容器において、上部ドライ
ウェル専用の高圧気体流入手段は真空破壊装置であるこ
とを特徴とする。

【００２９】請求項８の発明は、請求項１から７までの
いずれかに記載の原子炉格納容器において、下部ドライ
ウェル専用の高圧気体流入手段は真空破壊装置であるこ
とを特徴とする。

【００３０】請求項９の発明は、請求項１から８までの
いずれかに記載の原子炉格納容器において、下部ドライ
ウェルに下部ドライウェル機器冷却専用の空気調和機を
設けたことを特徴とする。

【００３１】請求項１０の発明は、請求項１から９まで
のいずれかに記載の原子炉格納容器において、外周コン
クリート壁とウェットウェルとＲＰＶペデスタルとを貫
通し、各種機器を下部ドライウェルに搬出入する機器搬
出入用通路と、外周コンクリート壁とウェットウェルと
ＲＰＶペデスタルとを貫通し、下部ドライウェルで作業
を行うために出入りする人員用通路と、外周コンクリー
ト壁とウェットウェルとＲＰＶペデスタルとを貫通し、
下部ドライウェルの各種配管およびケーブルを設置する
機器通路とを設けたことを特徴とする。

【００３２】請求項１１の発明は、請求項１０記載の原
子炉格納容器において、機器搬出入用通路と人員用通路
とに対し水平面上で一定の角度をもった方向に機器通路
を設けたことを特徴とする。

【００３３】請求項１２の発明は、請求項１０または１
１記載の原子炉格納容器において、機器通路内に原子炉
冷却材再循環ポンプの熱交換器冷却用配管と、制御棒駆
動機構用の電気ケーブルその他の下部ドライウェル内の
機器の電気ケーブルと、下部ドライウェル機器冷却専用
の空気調和機への冷却水配管とを設置したことを特徴と
する。

【００３４】請求項１３の発明は、請求項１から１２ま
でのいずれかに記載の原子炉格納容器において、下部ド
ライウェルに大気を充満することにより、この下部ドラ
イウェルを人員の呼吸可能な作業空間としたことを特徴
とする。

【００３５】

【発明の実施の形態】以下、本発明に係る原子炉格納容
器の実施の形態について添付した図面に基づいて説明す
る。

【００３６】第１の実施の形態（図１〜図３）図１は、本発明に係る原子炉格納容器の第１の実施の形
態を示す全体的な概略断面図である。

【００３７】本実施形態による原子炉格納容器は、図１
に示すように原子炉格納容器２１の内部中央にほぼ中空
の円筒状のＲＰＶペデスタル２２により支持スカート部
２３で支持された原子炉圧力容器２４が設けられてい
る。この原子炉圧力容器２４の外周側は、中空の円筒状
の外周コンクリート壁２５により包囲されている。この
外周コンクリート壁２５およびＲＰＶペデスタル２３は
下端をマットコンクリート壁２６により支持されてい
る。外周コンクリート壁２５とＲＰＶペデスタル２２と
は、ＲＰＶペデスタル２２の上下方向ほぼ中央位置で水
平壁２７により結合している。

【００３８】原子炉圧力容器２４の支持スカート部２３
から上側は、外周コンクリート壁２５、水平壁２７、お
よびＲＰＶペデスタル２２により囲まれた空間である上
部ドライウェル２８により包囲されている。また、原子
炉圧力容器２４の支持スカート部２３から下側は、マッ
トコンクリート壁２６、およびＲＰＶペデスタル２２に
より囲まれた空間である下部ドライウェル２９により包
囲されている。この下部ドライウェル２９には、下部ド
ライウェル２９専用の空気調和機３０と、図示しない原
子炉冷却材再循環ポンプと、制御棒駆動機構とを内包
し、さらにこの下部ドライウェル２９には大気が充満し
ており、プラント運転時に人員が作業可能な空間となっ
ている。

【００３９】下部ドライウェル２９の外周側には、外周
コンクリート壁２５、マットコンクリート壁２６、水平
壁２７、およびＲＰＶペデスタル２２により囲まれた空
間であるウェットウェル３１が設けられている。このウ
ェットウェル３１の下半側には、水を貯溜したサプレッ
ションプール３２が設けられている。

【００４０】原子炉圧力容器２４の支持位置には、上部
ドライウェル２８と下部ドライウェル２９とを気密に隔
離する隔離手段としてシール材３３が設けられている。
したがって、プラント運転時には、上部ドライウェル２
８と下部ドライウェル２９とウェットウェル３１とは気
密に隔離している。

【００４１】ＲＰＶペデスタル２２内には、上部ドライ
ウェル２８専用のベント管として、上端部で上部ドライ
ウェル２８側に開口する垂直ベント管３４が設けられて
いる。この垂直ベント管３４は下端側で複数の水平ベン
ト管３５に接続し、この水平ベント管３５はサプレッシ
ョンプール３２の水中に開口している。サプレッション
プール３２には、主蒸気配管破断事故など想定される事
故時に原子炉圧力容器２４から放出される熱エネルギを
安全に吸収できるだけの水が保たれている。

【００４２】また、上部ドライウェル２８専用の垂直ベ
ント管３４には、ウェットウェル３１の気相部と上部ド
ライウェル２８とを連通する連通孔３６が設けられてい
る。この連通孔３６内には、高圧気体流入手段としてバ
キュームブレーカ３７が設けられている。このバキュー
ムブレーカ３７は、緊急時にウェットウェル３１の気相
部の過度な高圧気体を上部ドライウェル２８へ選択的に
許容するものである。

【００４３】また、ＲＰＶペデスタル２２内には、下部
ドライウェル２９専用のベント管として、上端部で下部
ドライウェル２９側に開口する垂直ベント管３８が設け
られている。この垂直ベント管３８は下端側で複数の水
平ベント管３９に接続し、この水平ベント管３９はサプ
レッションプール３２の水中に開口している。

【００４４】また、ＲＰＶペデスタル２２には、ウェッ
トウェル３１の気相部と下部ドライウェル２９とを連通
する連通孔４０が設けられている。この連通孔４０内に
は、高圧気体流入手段としてバキュームブレーカ４１が
設けられている。このバキュームブレーカ４１は、緊急
時にウェットウェル３１気相部の過度な高圧気体を下部
ドライウェル２９へ選択的に許容するものである。

【００４５】また、原子炉格納容器２１には、外周コン
クリート壁２５とウェットウェル３１とＲＰＶペデスタ
ル２２とを貫通し、原子炉格納容器２１の外部と下部ド
ライウェル２９とを連通する通路が設けられている。こ
の通路として、下部ドライウェル２９の機器を搬出入す
る機器搬出入用通路４２と、作業員が下部ドライウェル
２９内で作業を行うために原子炉格納容器２１の外部か
ら下部ドライウェル２９に立ち入る人員用通路４３と、
図示しない原子炉冷却材再循環ポンプの熱交換器冷却用
配管、制御棒駆動機構用の電気ケーブルその他の下部ド
ライウェル内の機器の電気ケーブル、下部ドライウェル
２９専用の空気調和機３０への冷却水配管などを設置す
る機器通路４４とが設けられている。これらの機器搬出
用通路４２と人員用通路４３とには、下部ドライウェル
から図示しない制御棒駆動機構のスクラム配管が設置さ
れている。

【００４６】図２は、図１のＣ−Ｃ矢視断面図である。
原子炉格納容器２１は、図２に示すように断面円環状の
外周コンクリート壁２５の内側には、ウェットウェル３
１が設けられている。外周コンクリート壁２５の内周側
には、ウェットウェル３１に包囲され、断面円環状のＲ
ＰＶペデスタル２２が設けられている。このＲＰＶペデ
スタル２２内には、断面円状の垂直ベント管３４、３８
が複数設けられている。ＲＰＶペデスタル２２の内側
は、下部ドライウェル２９となっている。

【００４７】また、原子炉格納容器２１には、外周コン
クリート壁２５とウェットウェル３１とＲＰＶペデスタ
ル２２とを貫通し、原子炉格納容器２１の外部と下部ド
ライウェル２９とを連通する通路が設けられている。こ
の通路として、下部ドライウェルの機器を搬出入する機
器搬出入用通路４２と、作業員が下部ドライウェル２９
で作業を行うために原子炉格納容器２１の外部から下部
ドライウェル２９に立ち入る人員用通路４３と、図示し
ない原子炉冷却材再循環ポンプの熱交換器冷却用配管、
制御棒駆動機構用の電気ケーブルその他の下部ドライウ
ェル２９の機器の電気ケーブル、下部ドライウェル２９
専用の空気調和機３０への冷却水配管などを設置する２
つの機器通路４４とが設けられている。機器搬出用通路
４２と人員用通路４３とには、下部ドライウェル２９か
ら図示しない制御棒駆動機構のスクラム配管が設置され
ている。

【００４８】本実施形態では、水平面上で同軸上に機器
搬出入用通路４２と人員用通路４３とが設置され、これ
らの機器搬出入通路と人員用通路とに対し水平面上で直
角方向に２つの機器通路４４が設けられているが、機器
通路４４は機器搬出入用通路４２と人員用通路４３とに
対し水平面上で一定の角度をもった位置に設置されれば
よい。つまり、機器通路４４は機器搬出入通路４２と人
員用通路４３とに交わらなければよい。

【００４９】このように構成された本実施形態による原
子炉格納容器１において、上部ドライウェル２８および
下部ドライウェル２９で事故が起こった際の気体の流れ
を図３に基づいて説明する。

【００５０】図３は、本実施形態による原子炉格納容器
２１において、上部ドライウェル２８および下部ドライ
ウェル２９で万一の事故が発生した場合を仮定して、気
体の流れを説明する図である。

【００５１】ケース１（上部ドライウェルで事故が発生
した場合）主蒸気配管破断事故など上部ドライウェル２８で事故が
発生した際には、上部ドライウェル２８の蒸気圧が上昇
し、一定以上の蒸気圧になると上部ドライウェル２８専
用の垂直ベント管３４および水平ベント管３５を介して
サプレッションプール３２の水中に蒸気が噴出する。こ
の噴出した高圧蒸気はサプレッションプール３２の水に
より凝縮され、上部ドライウェル２８の気圧を低減させ
る。

【００５２】一方、サプレッションプール３２の水によ
り凝縮された高圧蒸気は、気体の熱膨張によりウェット
ウェル３１の気相部の気圧を上昇させる。ウェットウェ
ル３１の気相部の気圧が一定以上になると、下部ドライ
ウェル２９に連通する連通孔４０内に設けられたバキュ
ームブレーカ４１が下部ドライウェル２９側に解放さ
れ、ウェットウェル３１の気相部からの高圧気体が下部
ドライウェル２９に噴出する。つまり、この場合下部ド
ライウェル２９をウェットウェル３１の気相部とみなし
てよいことになる。

【００５３】従来の原子炉格納容器では、原子炉格納容
器を上部ドライウェルと下部ドライウェルとの和とウェ
ットウェルとに分け、内蔵される配管、機器などの容積
を除いた上部ドライウェルの自由空間体積Ｖ₁と下部ド
ライウェルの自由空間体積Ｖ₂との和Ｖ₁＋Ｖ₂とウェ
ットウェルの自由空間Ｖ₃を解析の一条件として圧力解
析を行なっていた。

【００５４】従来の１３５０ＭＷｅ級ＡＢＷＲ型原子炉
格納容器の場合、設計圧力３．１６ｋｇ／ｃｍ²ｇに対
して解析上の誤差などを１５％としてこれを満足した値
となっていた。このとき、上部ドライウェルの自由空間
体積Ｖ₁と下部ドライウェルの自由空間体積Ｖ₂との和
Ｖ₁＋Ｖ₂に対するウェットウェルの自由空間体積Ｖ₃
の比

【数１】Ｖ₃／（Ｖ₁＋Ｖ₂）が約０．８１となっていた。

【００５５】本実施形態では、上部ドライウェル２８の
自由空間体積Ｖ₁に対する下部ドライウェル２９の自由
空間体積Ｖ₂とウェットウェル３１の自由空間体積Ｖ₃
との和Ｖ₂＋Ｖ₃の比

【数２】（Ｖ₂＋Ｖ₃）／Ｖ₁ が約０．８１、またはそれ以上になれば、ウェットウェ
ル３１の外壁の負荷が低減されることになり、上部ドラ
イウェル２８、下部ドライウェル２９、およびウェット
ウェル３１の気相部の体積を低減でき、原子炉格納容器
２１の体積を低減できる。

【００５６】ケース２（下部ドライウェルで事故が発生
した場合）小口径配管破断事故など下部ドライウェル２９で事故が
発生した際には、下部ドライウェル２９の蒸気圧が上昇
し、一定以上の蒸気圧になると下部ドライウェル２９専
用の垂直ベント管３８および水平ベント管３９を介して
サプレッションプール３２の水中に蒸気が噴出する。こ
の噴出した高圧蒸気はサプレッションプール３２の水に
より凝縮され、下部ドライウェル２９の気圧を低減させ
る。

【００５７】一方、サプレッションプール３２の水によ
り凝縮された高圧蒸気は、気体の熱膨張によりウェット
ウェル３１の気相部の気圧を上昇させる。ウェットウェ
ル３１の気相部の気圧が一定以上になると、上部ドライ
ウェル２８専用の垂直ベント管３４に連通する連通孔３
６に設けられたバキュームブレーカ３７が上部ドライウ
ェル２８側に解放され、ウェットウェル３１の気相部か
らの高圧気体が上部ドライウェル２８に噴出する。つま
り、この場合上部ドライウェル２８をウェットウェル３
１の気相部とみなしてよいことになる。

【００５８】従来の原子炉格納容器では、前述したよう
に上部ドライウェルの自由空間体積Ｖ₁と下部ドライウ
ェルの自由空間体積Ｖ₂との和Ｖ₁＋Ｖ₂に対するウェ
ットウェル自由空間体積Ｖ₃の比

【数３】Ｖ₃／（Ｖ₁＋Ｖ₂）が約０．８１となっていた。

【００５９】本実施形態では、下部ドライウェルの自由
空間体積Ｖ₂に対する上部ドライウェルの自由空間体積
Ｖ₁とウェットウェルの自由空間体積Ｖ₃との和Ｖ₁＋
Ｖ₃の比

【数４】（Ｖ₁＋Ｖ₃）／Ｖ₂ が約０．８１またはそれ以上になれば、ウェットウェル
の外壁の負荷が低減されることになり、上部ドライウェ
ル２８、下部ドライウェル２９、およびウェットウェル
３１の気相部の体積を低減でき、原子炉格納容器２１の
体積を低減できる。

【００６０】本実施形態によれば、上部ドライウェル２
８、下部ドライウェル２９、およびウェットウェル３１
の体積を低減でき、原子炉格納容器２１の体積を低減で
きる。したがって、原子力発電プラントの建設における
材料コストおよび作業コストの低廉化、工期の短縮化等
の利点が得られる。

【００６１】しかも、プラント運転時に下部ドライウェ
ル２９に立ち入ることができ、下部ドライウェル２９の
機器の点検作業を行うことができるので、プラントをよ
り安全に運用することができ、プラントの信頼性を高め
ることができる。

【００６２】なお、本実施形態による原子炉格納容器２
１は、従来と同様の電気出力の原子力発電プラントに関
しても適用できる。

【００６３】第２の実施の形態（図４）本実施形態では、ＲＰＶペデスタルの外周側に上部ドラ
イウェル専用の垂直ベント管と水平ベント管とが設けら
れている点が前記第１実施形態と異なる。そのほかの構
成は前記弟１実施形態と異ならないので同一符号を付し
て説明を省略する。

【００６４】図４は、本発明に係る原子炉格納容器の第
２の実施の形態を示す全体的な概略断面図である。

【００６５】本実施形態による原子炉格納容器２１ａで
は、図４に示すように、ＲＰＶペデスタル２２の外周側
には、上部ドライウェル２８専用のベント管として、上
端部で上部ドライウェル側に開口する垂直ベント管３４
ａが設けられている。この垂直ベント管３４ａは下端側
で複数の水平ベント管３５ａに接続し、この水平ベント
管３５ａはサプレッションプール３２の水中に開口して
いる。

【００６６】また、上部ドライウェル２８専用の垂直ベ
ント管３４ａには、ウェットウェル３１の気相部と上部
ドライウェル２８とを連通する連通孔３６ａが設けられ
ている。この連通孔３６ａ内には、高圧気体流入手段と
してバキュームブレーカ（真空破壊弁）３７ａが設けら
れている。このバキュームブレーカ３７ａは、緊急時に
ウェットウェル３１の気相部の過度な高圧気体を上部ド
ライウェル２８へ選択的に許容するものである。

【００６７】なお、本実施形態では、下部ドライウェル
３８専用の垂直ベント管３８と水平ベント管３９とがＲ
ＰＶペデスタル２２内に設けられているが、ＲＰＶペデ
スタル２２の外周側に下部ドライウェル２９専用のベン
ト管を設けてもよい。

【００６８】本実施形態によれば、前記第１実施形態同
様の効果に加え、ＲＰＶペデスタル２２内に上部ドライ
ウェル２８専用の垂直ベント管３４ａおよび水平ベント
管３５ａを設ける必要がないため装置構成を簡略化でき
るという効果が得られる。

【００６９】第３の実施の形態（図５）本実施形態では、ＲＰＶペデスタルの外周側に上部ドラ
イウェル専用の垂直ベント管が設けられている点が前記
第１実施形態と異なる。そのほかの構成は前記第１実施
形態と異ならないので同一符号を付して説明を省略す
る。

【００７０】図５は、本発明に係る原子炉格納容器の第
３の実施の形態を示す全体的な概略断面図である。

【００７１】本実施形態による原子炉格納容器２１ｂで
は、図５に示すようにＲＰＶペデスタルの外周側には、
上部ドライウェル２８専用のベント管として、上端で上
部ドライウェル２８側に開口する垂直ベント管３４ｂが
設けられている。この垂直ベント管３４ｂは下端でサプ
レッションプール３２の水中に開口している。

【００７２】また、上部ドライウェル２８専用の垂直ベ
ント管３４ｂには、ウェットウェル３１の気相部と上部
ドライウェル２８とを連通する連通孔３６ｂが設けられ
ている。この連通孔３６ｂ内には、高圧気体流入手段と
してバキュームブレーカ３７ｂが設けられている。この
バキュームブレーカ３７ｂは、緊急時にウェットウェル
３１の気相部の過度な高圧気体を上部ドライウェル２８
へ選択的に許容するものである。

【００７３】本実施形態によれば、前記第２実施形態同
様の効果に加え、上部ドライウェル２８専用の水平ベン
ト管を必要としないので、装置構成を簡略化できるとい
う効果が得られる。

【００７４】

【発明の効果】以上に詳述したように本発明に係る原子
炉格納容器によれば、上部ドライウェルと下部ドライウ
ェルとを有効に利用することにより、原子力発電プラン
トにおいて電気出力の増大化の要求に対応し、安全に、
しかも比較的容易な手段でコンパクト化することがで
き、コンパクト化することにより原子力発電プラントの
建設の際のコストを低減でき、原子力発電プラント運用
上の経済性を向上させることができる。

【００７５】しかも、従来と同様の電気出力の原子力発
電プラントに関しても適用でき、原子炉格納容器のコン
パクト化と経済性の向上を図ることができる。

【００７６】さらにまた、プラント運転時に下部ドライ
ウェルに立ち入ることができ、下部ドライウェルの機器
の点検作業を行うことができるので、プラントをより安
全に運用することができ、プラントの信頼性を高めるこ
とができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る原子炉格納容器の第１の実施の形
態を示す全体的な概略断面図。

【図２】図１のＣ−Ｃ矢視断面図。

【図３】本発明に係る原子炉格納容器の第１の実施の形
態において、上部ドライウェルおよび下部ドライウェル
で事故が発生した際の気体の流れを説明する図。

【図４】本発明に係る原子炉格納容器の第２の実施の形
態を示す全体的な概略断面図。

【図５】本発明に係る原子炉格納容器の第３の実施の形
態を示す全体的な概略断面図。

【図６】従来のＡＢＷＲの原子炉格納容器の概略断面
図。

【図７】図６のＡ−Ａ矢視断面図。

【図８】図６のＢ−Ｂ矢視断面図。

【符号の説明】

１原子炉格納容器２ＲＰＶペデスタル３支持スカート部４原子炉圧力容器５外周コンクリート壁６マットコンクリート壁７水平壁８上部ドライウェル９下部ドライウェル１０ウェットウェル１１サプレッションプール１２連通孔１３垂直ベント管１４水平ベント管１５機器搬出入用通路１６人員用通路２１、２１ａ、２１ｂ原子炉格納容器２２ＲＰＶペデスタル２３支持スカート部２４原子炉圧力容器２５外周コンクリート壁２６マットコンクリート壁２７水平壁２８上部ドライウェル２９下部ドライウェル３０空気調和機（下部ドライウェル専用）３１ウェットウェル３２サプレッションプール３３シール材３４、３４ａ、３４ｂ垂直ベント管（上部ドライウェ
ル専用）３５、３５ａ水平ベント管（上部ドライウェル専用）３６、３６ａ、３６ｂ連通孔３７、３７ａ、３７ｂバキュームブレーカ（高圧気体
流入手段）３８垂直ベント管（下部ドライウェル専用）３９水平ベント管（下部ドライウェル専用）４０連通孔４１バキュームブレーカ（高圧気体流入手段）４２機器搬出入用通路４３人員用通路４４機器通路

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】原子炉圧力容器、原子炉再循環系その他
の原子炉系の配管、機器を内包する外周コンクリート壁
と、この外周コンクリート壁の下方に位置し、前記外周
コンクリート壁を支持するマットコンクリート壁と、前
記外周コンクリート壁のほぼ中心位置で原子炉圧力容器
を支持するＲＰＶペデスタルと、このＲＰＶペデスタル
の上下方向ほぼ中央位置で前記外周コンクリート壁とＲ
ＰＶペデスタルとを連結する水平壁と、前記外周コンク
リート壁、水平壁、ＲＰＶペデスタル、および原子炉圧
力容器により包囲された上部ドライウェルと、前記原子
炉圧力容器の下方に位置し、前記マットコンクリート
壁、ＲＰＶペデスタル、および原子炉圧力容器により包
囲され、原子炉冷却材再循環ポンプと制御棒駆動機構と
を有する下部ドライウェルと、この下部ドライウェルの
外周側で、前記外周コンクリート壁、マットコンクリー
ト壁、水平壁、およびＲＰＶペデスタルにより包囲さ
れ、その下半側が水を貯溜したサプレッションプールと
されたウェットウェルと、前記原子炉圧力容器の支持位
置で前記上部ドライウェルと下部ドライウェルとを気密
に隔離する隔離手段と、前記上部ドライウェルとサプレ
ッションプールとを連通する上部ドライウェル専用のベ
ント管と、この上部ドライウェル専用のベント管とウェ
ットウェルの気相部とを連通する連通孔内に設置され、
非常時における一定以上の気圧により遮蔽状態を解除
し、且つ前記ウェットウェルの気相部から上部ドライウ
ェルへ選択的に気流を許容する上部ドライウェル専用の
高圧気体流入手段と、前記下部ドライウェルとサプレッ
ションプールとを連通する下部ドライウェル専用のベン
ト管と、前記下部ドライウェルとウェットウェルの気相
部とを連通する連通孔内に設置され、非常時における一
定以上の気圧により遮蔽状態を解除し、且つ前記ウェッ
トウェルの気相部から下部ドライウェルへ選択的に気流
を許容する下部ドライウェル専用の高圧気体流入手段と
を備えたことを特徴とする原子炉格納容器。
【請求項２】請求項１記載の原子炉格納容器におい
て、上部ドライウェル専用のベント管は、ＲＰＶペデス
タル内に垂直に設けられ、その上端が上部ドライウェル
側に開口する垂直ベント管と、この垂直ベント管の下端
側に接続され、サプレッションプールの水中に開口する
水平ベント管とを備えたことを特徴とする原子炉格納容
器。
【請求項３】請求項１記載の原子炉格納容器におい
て、上部ドライウェル専用のベント管は、ＲＰＶペデス
タルの外周側に設けられ、その上端が上部ドライウェル
側に開口し、下端がサプレッションプールの水中に開口
する垂直ベント管であることを特徴とする原子炉格納容
器。
【請求項４】請求項１記載の原子炉格納容器におい
て、上部ドライウェル専用のベント管は、ＲＰＶペデス
タルの外周側に設けられ、その上端が上部ドライウェル
側に開口する垂直ベント管と、この垂直ベント管の下端
側に接続され、サプレッションプール水中に開口する水
平ベント管とを備えたことを特徴とする原子炉格納容
器。
【請求項５】請求項１から４までのいずれかに記載の
原子炉格納容器において、下部ドライウェル専用のベン
ト管は、ＲＰＶペデスタル内に垂直に設けられ、その上
端が下部ドライウェル側に開口する垂直ベント管と、こ
の垂直ベント管の下端側に接続され、サプレッションプ
ールの水中に開口する水平ベント管とを備えたことを特
徴とする原子炉格納容器。
【請求項６】請求項１から４までのいずれかに記載の
原子炉格納容器において、下部ドライウェル専用のベン
ト管は、ＲＰＶペデスタルの外周側に設けられ、その上
端が下部ドライウェル側に開口する垂直ベント管と、こ
の垂直ベント管の下端側に接続され、サプレッションプ
ールの水中に開口する水平ベント管とを備えたことを特
徴とする原子炉格納容器。
【請求項７】請求項１から６までのいずれかに記載の
原子炉格納容器において、上部ドライウェル専用の高圧
気体流入手段は真空破壊装置であることを特徴とする原
子炉格納容器。
【請求項８】請求項１から７までのいずれかに記載の
原子炉格納容器において、下部ドライウェル専用の高圧
気体流入手段は真空破壊装置であることを特徴とする原
子炉格納容器。
【請求項９】請求項１から８までのいずれかに記載の
原子炉格納容器において、下部ドライウェルに下部ドラ
イウェル機器冷却専用の空気調和機を設けたことを特徴
とする原子炉格納容器。
【請求項１０】請求項１から９までのいずれかに記載
の原子炉格納容器において、外周コンクリート壁とウェ
ットウェルとＲＰＶペデスタルとを貫通し、各種機器を
下部ドライウェルに搬出入する機器搬出入用通路と、外
周コンクリート壁とウェットウェルとＲＰＶペデスタル
とを貫通し、下部ドライウェルで作業を行うために出入
りする人員用通路と、外周コンクリート壁とウェットウ
ェルとＲＰＶペデスタルとを貫通し、下部ドライウェル
の各種配管およびケーブルを設置する機器通路とを設け
たことを特徴とする原子炉格納容器。
【請求項１１】請求項１０記載の原子炉格納容器にお
いて、機器搬出入用通路と人員用通路とに対し水平面上
で一定の角度をもった方向に機器通路を設けたことを特
徴とする原子炉格納容器。
【請求項１２】請求項１０または１１記載の原子炉格
納容器において、機器通路内に原子炉冷却材再循環ポン
プの熱交換器冷却用配管と、制御棒駆動機構用の電気ケ
ーブルその他の下部ドライウェル内の機器の電気ケーブ
ルと、下部ドライウェル機器冷却専用の空気調和機への
冷却水配管とを設置したことを特徴とする原子炉格納容
器。
【請求項１３】請求項１から１２までのいずれかに記
載の原子炉格納容器において、下部ドライウェルに大気
を充満することにより、この下部ドライウェルを人員の
呼吸可能な作業空間としたことを特徴とする原子炉格納
容器。