JP2000292580A

JP2000292580A - 原子力発電設備

Info

Publication number: JP2000292580A
Application number: JP11130447A
Authority: JP
Inventors: Takashi Sato; 崇佐藤
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1999-03-31
Filing date: 1999-03-31
Publication date: 2000-10-20

Abstract

(57)【要約】【課題】経済性と安全性とが同時に向上でき、原子力発
電の他の代替発電設備に対する競合力が大幅に改善でき
るコンパクトな原子力発電設備を提供する。【解決手段】原子炉格納容器８内に原子炉容器を収納
し、原子炉容器に接続された主蒸気管２０を原子炉格納
容器８を貫通させて外部に導出する構成とした原子力発
電設備において、主蒸気管２０に設けられる複数の主蒸
気隔離弁２１，２２を全て原子炉格納容器８の外部に設
置する。

Description

【発明の詳細な説明】

【発明の属する技術分野】本発明は、主に軽水型原子力
発電設備（ＬＷＲ）に係るものであり、特に経済性およ
び安全性等の大幅な改善を図った原子力発電設備に関す
る。

【従来の技術】従来のＬＷＲの中で代表的なものの一つ
として、沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）がある。以下では、
従来の技術をＢＷＲの場合を例にとり説明する。従来の
ＢＷＲは、いずれも原子炉格納容器（ＰＣＶ）の中に、
１つの原子炉圧力容器（ＲＰＶ）を内蔵している。この
ＢＷＲの中で最新のものとして、改良型ＢＷＲ（ＡＢＷ
Ｒ）が知られている。このＡＢＷＲの原子炉格納容器
は、いわゆるＲＣＣＶと呼ばれる鉄筋コンクリート製の
もので、現時点で実用されているものの中では最も洗練
されたものとなっている。図１１は、このＡＢＷＲの原
子炉格納容器等の設置状況を概略的に示したものであ
る。図１１に示すように、原子炉圧力容器１はドライウ
ェル（ＤＷ）２内に設置され、ドライウェル２はさらに
上部ドライウェル（ＵＤ）３および下部ドライウェル
（ＬＤ）４に分割されている。ドライウェル２はベント
管５により、ウェットウェル（ＷＷ）６内のサプレッシ
ョンプール（Ｓ／Ｐ）７に連結されている。原子炉格納
容器８はこのように、ドライウェル２とウェットウェル
６とにより主に構成されている。原子炉格納容器８の設
計基準事故として、原子炉圧力容器１に接続されている
一次系配管（主蒸気管）９が原子炉格納容器８内で破断
することを想定する。これを一般に冷却材喪失事故（Ｌ
ＯＣＡ）と呼んでいる。冷却材喪失事故が発生しても、
ドライウェル２内に放出される高温の蒸気は、ただちに
ベント管５を通り、サプレッションプール７で凝縮され
るため、原子炉格納容器８の内圧は十分に低く抑えられ
るように設計されている。従来の構成では、主蒸気管９
に、原子炉格納容器８の内側に位置して第１の主蒸気隔
離弁（第１ＭＳＩＶ）２１が設置されている。また、冷
却材喪失事故時に流失する冷却材を補給するために、動
的機器であるポンプ１０ａを用いた非常用炉心冷却系
（ＥＣＣＳ）１０が設置されており、サプレッションプ
ール７のプール水を汲み上げ、原子炉圧力容器１内に注
水できるように設計されている。この非常用炉心冷却系
は、信頼性を確保するために動作原理の異なるものを含
めて複数台設置されており、多重性および多様性が確保
された極めて安全性の高い設計となっている（図では簡
単のため、１系統のみを記載している）。さらに、炉心
から事故後も継続して発生する崩壊熱を除去する目的
で、残留熱除去系（ＲＨＲ）１１が設置されている。こ
の残留熱除去系は、やはり動的機器であるポンプ（ＲＨ
Ｒポンプ）１１ａを用いてサプレッションプール水を吸
引し、これを熱交換器（ＲＨＲ熱交換器）１１ｂで冷却
しつつ、原子炉格納容器８内に循環スプレイすることに
より、原子炉格納容器８の冷却を行えるように設計され
ている。また、残留熱除去系１１は、このように安全機
能を持った安全系であるが、原子炉の通常停止の際にも
冷却系として使用される。非常用炉心冷却系や残留熱除
去系等の動的な安全系を作動させるため、非常用電源と
して非常用ディーゼル発電機（非常用Ｄ／Ｇ）１２が３
台設置されている（図には１台のみを記載している）。
なお、残留熱除去系１１は、非常用炉心冷却系とポンプ
とを共用しており、非常用炉心冷却系の一部を構成して
いる。一方、近年では、まだ実用はされていないもの
の、非常用炉心冷却系や残留熱除去系などの安全系を全
て静的な手段のみで行い、ポンプなどの動的機器を安全
系から排除したことを特徴とする静的安全炉（ＳＢＷ
Ｒ）が提案されている。以下、図１２により、ＳＢＷＲ
の概要を説明する。なお、この図１２において図１１と
同一の部分には、図１１と同一の符号を付して重複する
部分の説明を省略し、要部のみを説明する。図１２にお
いて、上部ドライウェル３内には、静的安全系である重
力落下式非常用炉心冷却系（ＧＤＣＳ）１３が設置され
ている。また、原子炉格納容器８の上部には、静的格納
容器冷却系（ＰＣＣＳ）１４およびアイソレーションコ
ンデンサ（ＩＣ）１５が設置されている。設計基準事故
である冷却材喪失事故の発生を想定した場合には、蒸気
がサプレッションプール７内で凝縮する点は前記ＡＢＷ
Ｒの場合と同様であるが、原子炉圧力容器１内に冷却材
を補給するのは、重力により、ＧＤＣＳプール水１６が
自然落下することにより行われる。また、原子炉格納容
器８の冷却も原子炉格納容器８内の蒸気等が微少差圧に
より、ＰＣＣＳ熱交換器（ＰＣＣＳＨｘ）１７内に導か
れ、ＰＣＣＳプール１８によって冷却されることにより
行われる。同様に主蒸気隔離弁２１が閉鎖され、原子炉
が隔離状態となった場合の冷却も原子炉圧力容器１内の
炉蒸気を浮力によりＩＣ熱交換器（ＩＣＨｘ）１９に導
き凝縮させることにより行われる。このようにＳＢＷＲ
の場合には、原子炉に何らかの異常事態が発生した場合
には、全て、自然力を利用して静的に行われる工夫がな
されている。そのためこれらの安全系が単純化され信頼
性が大幅に向上するとともに、これらを作動させるため
の非常用電源が不要になるものとの大きな期待をいだか
せるものである。この例でも、主蒸気管９に、原子炉格
納容器８の内側に位置して第１の主蒸気隔離弁（第１Ｍ
ＳＩＶ）２１が設置されている。また、さらに近年で
は、次世代ＡＢＷＲ用の有力な原子炉格納容器の型式と
してレイズドサプレッションプールと呼ばれるサプレッ
ションプールを有するものが検討されている（出展：エ
ネルギーレビュー１９９８年１月号１９頁）。このレイ
ズドサプレッションプールの概要を、図１３により説明
する。なお、図１３において図１１および図１２と同一
の部分には、図１１および図１２と同一の符号を付して
重複する部分の説明は省略し、要部のみを説明する。図
１３に示すように、ドライウェル２は一体空間をなし、
上部ドライウェルと下部ドライウェルとの区別は存在し
ない。主蒸気管（ＭＳ管）２０はドライウェル２内を垂
下し、ドライウェル２の下部よりトンネル室（ＭＳトン
ネル室）２３を介し、原子炉格納容器８の外部に導かれ
る。主蒸気管２０の第１主蒸気隔離弁２１はドライウェ
ル２側に設けられ、第２主蒸気隔離弁２２はトンネル室
２３内に配置されている。また、サプレッションプール
７は原子炉格納容器８の床面よりかなり上部に位置し、
その下部の室（ＥＣＣＳ室）２４に非常用炉心冷却系等
の安全設備を収納可能となっている。ウェットウェル６
の気相部は原子炉格納容器８の上端まで延び、ドライウ
ェル２のトップスラブ（天板）と同一の高さになってい
る。なお、図中２５は、原子炉格納容器バウンダリ（Ｐ
ＣＶ境界）を示している。このように構成されるレイズ
ドサプレッションプールでは、ウェットウェル６の気相
空間が大きく、事故時の圧力上昇をより低く抑えられる
という優れた安全性の向上が期待される。また、非常用
炉心冷却系等の安全設備が、原子炉格納容器８内下部の
ＥＣＣＳ室２４に収納可能であるため、原子炉建屋の床
面積を小さくでき、配置性の大きな向上が期待できる。

【発明が解決しようとする課題】しかし、上述した技術
では、種々の解決すべき課題がある。すなわち、図１２
に示した静的安全炉（ＳＢＷＲ）の安全系の場合には、
冷却用のプール水を大量に必要とし、大きな配置影響を
もたらしている。例えばＰＣＣＳプール１８は約２５０
０ｍ^３にもなる。このため、原子炉建屋が小型化でき
ず、経済性上の難点となっている。さらに、重力落下式
非常用炉心冷却系（ＧＤＣＳ）１３は、わずかな高低差
のヘッドによる注水能力しかなく、原子炉圧力容器１を
冷却材喪失事故時に急速に減圧する必要がある。このた
め、減圧弁を多数設置する必要があり、この減圧弁の作
動失敗を考えると、重力落下式非常用炉心冷却系（ＧＤ
ＣＳ）１３自体の非常用炉心冷却系としての信頼性を極
めて高くすることは困難である。また、安全系をすべて
静的にしたものの、通常停止用の残留熱除去系は動的機
器の従来どおりのものを残す必要がある。残留熱除去系
は、原子炉補機冷却系（ＲＣＷ）および原子炉補機海水
冷却系（ＲＳＷ）等（以下、「サポート系」という）ま
で含めると、安全系の中でコストが高く、結局、安全系
の合理化にはつながっていない。さらに、非常用電源が
不要になるはずであったが、実際には、一部の安全設備
を動的機器で構成せざるを得ないため、何らかの非常用
電源を残す必要がある。このように、ＳＢＷＲには、静
的安全系による配置影響、動的システムの更なる合理化
が課題として存在する。配置影響を緩和するためには、
原子炉格納容器の小型化も重要な課題である。なお、Ｓ
ＢＷＲは現時点ではまだ実運用されていない。一方、Ａ
ＢＷＲはすでに実運用に供され、その優れた安全性の高
さが認められているが、近年の過酷事故への対応の議論
から、ＡＢＷＲの次の次世代炉の設計では、一部静的格
納容器冷却系などの静的安全系を付加して、さらにその
安全性を強化することが検討されている。このような次
世代炉の設計では、やはり、原子炉建屋への配置影響が
大きなものとなってくる。これを緩和するためには、原
子炉格納容器の更なる体積低減などが重要な課題とな
る。逆に、ＡＢＷＲは原子炉格納容器や原子炉建屋の小
型化が進んだため、原子炉建屋運転床の面積が必要最低
限のみ確保されており、定検時の運用に制約を与える結
果となっている。従って、建屋全体の配置影響を緩和し
つつ、逆に原子炉建屋運転床の面積を拡大することが重
要な課題となっている。なお、本出願人においては、図
示しないが、ＡＢＷＲの原子炉格納容器の改造型の原子
炉格納容器として、下部ドライウェル分離方式を提案し
ている（例えば特願平１０−８７４１１等）。この下部
ドライウェル分離方式によれば、ウェットウェル気相体
積を大幅に小さくすることが可能となったが、それでも
なお、上部ドライウェルが主蒸気隔離弁の設置スペース
確保のためあまり小さくできず、原子炉格納容器全体と
しては、体積低減にはある程度の限界があった。そのた
め、原子炉格納容器を偏心させて主蒸気隔離弁の設置ス
ペースを確保しつつ、原子炉格納容器の体積を低減させ
る案まで検討対象となる状況にある。すなわち、下部ド
ライウェル分離方式の場合でも上部ドライウェルの内径
をより小さくすることが重要な課題となる。また、次世
代ＡＢＷＲ用の有力な原子炉格納容器の型式として検討
された図１３に示したレイズドサプレッションプールの
場合、主蒸気管２０をドライウェル２の下部を通す構造
となっているため、ドライウェル２の下部空間が従来の
原子炉格納容器よりもかなり大きくなってしまう。サプ
レッションプール７が上部に位置するため、事故時に非
常用炉心冷却系が作動すると、サプレッションプール水
がこの広大なドライウェル２の下部空間に滞留してしま
い、サプレッションプール７に戻ってこなくなってしま
う。これをドローダウン水と呼ぶが、この水源の喪失分
を当初より確保するため、サプレッションプール水量を
従来の約３５００ｍ^３からおよそ２倍の約７０００ｍ^３
にまで増大する必要がある。その結果を考慮した結果、
ウェットウェル体積が増大し、結局原子炉格納容器全体
の体積が大きくなり、経済性の悪化につながっている。
したがって、レイズドサプレッションプールの場合に
は、ドライウェル２の下部空間体積を極力小さくするこ
とが必要となるが、そうすると主蒸気隔離弁２１，２２
などの大型の機器を設置したり保守するスペースを十分
に確保できなくなることになる。本来、配置性の改善を
主眼として開発された原子炉格納容器概念が配置上の重
大な課題により成立性が喪失してしまうという結果にな
りかねない。従って、レイズドサプレッションプールの
場合には、このような主要機器の配置性を犠牲にするこ
となく、ドライウェル下部空間をよりコンパクトにする
ことが非常に重要な課題となる。本発明はこのような事
情に鑑みてなされたものであり、経済性と安全性とが同
時に向上でき、原子力発電の他の代替発電設備に対する
競合力がさらに大幅に改善できるコンパクトな原子力発
電設備を提供することを目的とする。

【課題を解決するための手段】前記の目的を達成するた
めに、請求項１に係る発明は、原子炉格納容器内に原子
炉容器を収納し、前記原子炉容器に接続された主蒸気管
を前記原子炉格納容器を貫通させて外部に導出する構成
とした原子力発電設備において、前記主蒸気管に設けら
れる複数の主蒸気隔離弁を全て前記原子炉格納容器の外
部に設置したことを特徴とする。すなわち、従来２つの
主蒸気隔離弁について、第１主蒸気隔離弁は原子炉格納
容器内、第２主蒸気隔離弁は原子炉格納容器外部という
ように、設置場所を分けていたものを、本発明は、２弁
とも原子炉格納容器の外部側に設置するものである。し
たがって、このような請求項１に係る発明によれば、主
蒸気隔離弁が例えば苛酷事故時にさらされる極めて苛酷
な温度、圧力、放射能等の環境条件から解放されるの
で、事故時の健全性を高めることができる。また、従来
では原子炉格納容器内に設けられている主蒸気隔離弁
が、原子炉圧力容器本体を除けばドライウェル内径を決
定している最大要因であったが、これが削除されること
により、ドライウェル内径が大幅に減少できるようにな
る。ドライウェル内径が小さくなると、ドライウェル体
積が小さくなるが、これは、大幅な合理化となるだけで
はなく、冷却材喪失事故時の原子炉格納容器の圧力を緩
和できることから、安全性の面で極めて好ましい効果を
もたらす。すなわち、ドライウェル体積が小さくなる
と、事故前に存在している非凝縮ガスである窒素等の量
が減少でき、冷却材喪失事故時に窒素等がウェットウェ
ル気相部に移行して圧縮されることによる原子炉格納容
器の内圧上昇を、より少なくすることができるためであ
る。請求項２に係る発明は、原子炉格納容器最下部より
も上部に位置するサプレッションプールを通って、主蒸
気管を前記原子炉格納容器の外部に導く、レイズドサプ
レッションプール型の原子炉格納容器を有する原子力発
電設備において、前記主蒸気管に設けられる複数の主蒸
気隔離弁を全て前記原子炉格納容器の外部に設置しし、
前記原子炉格納容器下部のドローダウン空間を最小化し
たことを特徴とする。本発明によれば、２つの主蒸気隔
離弁をドライウェル外周側のトンネル室に設置するもの
であり、レイズドサプレッションプールに適用した場合
に、ドライウェル下部空間を、主蒸気隔離弁の配置性を
犠牲にすることなく、十分に小さくすることができる。
その結果、ドローダウン水量が大幅に低減し、サプレッ
ションプール水量も低減することになり、ウェットウェ
ル体積が低減し、原子炉格納容器体積の低減、ひいては
原子炉格納容器のコスト低減が図れる。請求項３に係る
発明は、請求項１または２記載の原子力発電設備におい
て、主蒸気管のうち、原子炉格納容器の貫通部からその
外部に配置された主蒸気隔離弁までの配管部分を、二重
構造としたことを特徴とする。本発明では、２つの主蒸
気隔離弁を原子炉格納容器の外部あるいはトンネル室に
設置した場合に、第２主蒸気隔離弁と原子炉格納容器と
の間の主蒸気配管を二重配管構造としたので、仮に第２
主蒸気隔離弁までの主蒸気管が破断しても二重構造であ
るため、配管破断事故の影響を取り除くことが可能とな
る。これにより、２つの主蒸気隔離弁を原子炉格納容器
外等に設置した場合でも、十分な安全性確保が可能とな
る。請求項４に係る発明は、沸騰水型原子力発電設備に
おいて、原子炉圧力容器の下部に接続される制御棒駆動
機構を前記原子炉圧力容器内の上方に引き抜く構成とす
ることにより、前記制御棒駆動機構の下部空間を削除
し、前記原子炉圧力容器を原子炉格納容器の最下部に近
接させたことを特徴とする。即ち、本発明では、原子炉
圧力容器の下部に垂下して設置される制御棒駆動機構
（ＦＭＣＲＤ）について、従来保守等の際に下部に引き
抜いていたものを、逆に原子炉圧力容器内部、即ち上部
側に引き抜くことにより、従来原子炉圧力容器下部に設
置されていた例えば約１１ｍもの下部ドライウェル空間
の大半を削除し、原子炉圧力容器を極力、原子炉格納容
器の下部床面に近接させて設置する。したがって本発明
によれば、最大の重量物である原子炉圧力容器の位置が
大幅に下方に移行するため、炉心燃料の耐震条件が大幅
に緩和され、原子炉プラントの耐震性を大幅に向上させ
ることができる。さらに、原子炉格納容器の高さは、従
来では原子炉圧力容器高さと下部ドライウェル高さの和
として決っていたのに対し、本発明によれば下部ドライ
ウェル高さが半減等となることにより、原子炉格納容器
高さが大幅に削減可能となる。これにより、原子炉格納
容器の合理化、さらには、原子炉建屋そのものの合理化
効果が図れる。この原子炉建屋高さの低減により例えば
原子炉建屋を１階層削減でき、これによりプラントの建
設工程を大幅が短縮化が図れる。例えば、現在でも世界
最短の４８ヶ月工程を、３６ヶ月工程の程度にまで近づ
けることが可能になる。請求項５に係る発明は、沸騰水
型原子力発電設備において、同一設備内に２つ以上の原
子炉を備え、１つのウェットウェルおよびサプレッショ
ンプールからなる安全系を前記２つ以上の原子炉で共用
する構成としたことを特徴とする。本発明によれば、沸
騰水型原子力発電所の原子炉格納容器にあって、ウェッ
トウェルとサプレッションプールとを２つ以上の原子炉
で共用するので、従来原子炉ごとに設置されていたウェ
ットウェルとサプレッションプールとが１つで済み、原
子炉格納容器全体の体積が大幅に低減できるとともに、
原子炉建屋内配置が大幅に緩和できる。請求項６に係る
発明は、請求項５記載の原子力発電設備において、ウェ
ットウェルの上側に新たな圧力抑制用としてのミッドウ
ェルを備え、このミッドウェルと前記ウェットウェル内
のサプレッションプールとをベント管によって連結した
ことを特徴とする。本発明によれば、新たにミッドウェ
ルと呼ぶ共用の空間を設け、ここと２つ以上のドライウ
ェルとをベント管で接続し、さらに、ミッドウェルをベ
ント管でウェットウェル内のサプレッションプールに接
続したことにより、２つ以上のドライウェルから個別に
ベント管をウェットウェルに接続する必要がなくなる。
これにより１プラント分のベント管だけをミッドウェル
からウェットウェルに接続すれば良くなる。即ち、２プ
ラント分のベント管をそれぞれ独立に直接ウェットウェ
ルに接続した場合には、サプレッションプール内に導か
れるベント管の本数がかなり多くなり、ウェットウェル
を大型化する必要が出てくるが、本発明では、これを回
避可能となる。請求項７に係る発明は、請求項５または
６記載の原子力発電設備において、各原子炉内のドライ
ウェルと、共用される１つのウェットウェルまたはミッ
ドウェルとを、コネクティンベント管で接続し、このコ
ネクティンベント管に、逆止弁または背面側に圧力支持
機構を有するラプチャーディスクを設けたことを特徴と
する。本発明によれば、逆止弁または背面に圧力支持機
構を備えたラプチャーディスクをベント管内に設け、ド
ライウェルとウェットウェルとが通常時に直接接するこ
とが無いようにしたので、１つの原子炉を定検中にドラ
イウェルを開口しても何ら安全上の問題が発生しないよ
うにすることが可能となる。なお、ラプチャーディスク
は背面側が圧力指示機構で支持されているので、背圧が
かかった場でも誤動作するおそれはない。また、冷却材
喪失事故が１つの原子炉で発生した場合に健全側の原子
炉のドライウェルとの間に設置されている逆止弁または
コネクティングベント管のラプチャーディスクが誤動作
して事故の影響が健全側の原子炉側に及ぶことを回避す
ることが可能となる。請求項８に係る発明は、軽水型原
子力発電設備において、同一設備内に２つ以上の原子炉
を備え、１つの静的安全系を前記２つ以上の原子炉で共
用する構成としたことを特徴とする。ここで、静的安全
系とは、静的格納容器冷却系、アイソレーションコンデ
ンサ、重力落下式非常用炉心冷却系などを含むものであ
る。本発明によれば、従来、大きな影響をもたらしてい
た静的安全系の配置影響を大幅に緩和することが可能と
なる。本発明は、静的安全系を使用する全ての軽水型原
子力発電設備に適用することが可能である。請求項９に
係る発明は、軽水型原子力発電設備において、同一設備
内に２つ以上の原子炉を備え、ドライヤ・セパレータ・
ピットを前記２つ以上の原子炉で共用する構成としたこ
とを特徴とする。ここで、ドライヤ・セパレータピット
（ＤＳピット）は、蒸気乾燥器および気水分離器等の収
納ピットをいう。本発明によれば、ドライヤ・セパレー
タピットをプラント毎に設置する必要がなくなるので、
運転床を更に広く使用することが可能となる。また、原
子炉建屋床面積を不必要なほど大きくする必要がなくな
る。従来、燃料プールとドライヤ・セパレータピットは
直線状に並んでおり、これを２プラント分直列にならべ
ると原子炉建屋の寸法が非常に長くなってしまうが、本
発明によれば、これを回避することが可能となる。即
ち、ドライヤ・セパレータピットはプラントの燃料交換
時等に使用するものであるので、２プラントの同時定検
などを行わない限り、プラントごとに設置する必要はな
い。なお、２プラントを同時定検するような要求に対し
ては、水中保管の必要な気水分離器のみについて、２プ
ラント分を保管できるようにドライヤ・セパレータピッ
トの容量を確保することにより対応可能である。請求項
１０に係る発明は、非常用炉心冷却系として、高圧炉心
冷却系、低圧炉心冷却系、残留熱除去系および原子炉補
機冷却系を備えた原子力発電設備において、前記高圧炉
心冷却系、低圧炉心冷却系および残留熱除去系を４区分
構成とする一方、前記原子炉補機冷却系の配管構成を２
ループ構成としたことを特徴とする。請求項１１に係る
発明は、請求項１０記載の原子力発電設備において、原
子炉補機冷却系の各ループの配管内に２台以上の原子炉
補機冷却系ポンプおよび原子炉補機海水冷却系を具備す
る構成とし、かつこれらに給電する非常用電源を４区分
構成としたことを特徴とする。これらの請求項１０，１
１に係る発明によれば、高圧炉心冷却系も含めて非常用
炉心冷却系のフロントラインを全て４区分化したことに
より、非常用炉心冷却系のフロントラインおよびサポー
トラインの全てをオンラインメンテナンスが可能とな
る。請求項１２に係る発明は、請求項１０または１１記
載の非常用炉心冷却系を、２以上の原子炉で共用する構
成としたことを特徴とする。本発明によれば、非常用炉
心冷却系の全ての部分がオンラインメンテナンス可能と
なるため、２プラントを同時定検とすることなく、非常
用炉心冷却系のメンテナンスを随時行うことが可能とな
る。請求項１３に係る発明は、請求項１から３までのい
ずれかに記載の主蒸気管の構成と、請求項４記載の原子
炉圧力容器および原子炉格納容器の構成とを、共に備え
たことを特徴とする。請求項１４に係る発明は、請求項
１３記載の構成を有する原子炉を複数備え、これらの原
子炉に対し、請求項５から９までのいずれかに記載の安
全系またはドライヤ・セパレータ・ピットの構成を組合
せたことを特徴とする。

【発明の実施の形態】以下、本発明に係る原子力発電設
備の実施形態について図１〜図１０を参照して説明す
る。第１実施形態図１は本発明の第１実施形態における原子力発電設備の
原子炉格納容器とその周辺の構成を示したものである。
本実施形態では図１に示すように、原子炉圧力容器１が
ドライウェル２内に設置され、ドライウェル２はさらに
上部ドライウェル３および下部ドライウェル４に分離さ
れている。ドライウェル２はベント管５により、ウェッ
トウェル６内のサプレッションプール７に連結されてい
る。原子炉格納容器８は、このように下部ドライウェル
分離方式とされている。このような構成において、本実
施形態では、原子炉圧力容器１に接続された主蒸気管９
が、原子炉格納容器８を貫通して外部に導出されてお
り、この主蒸気管９に設けられる複数の主蒸気隔離弁、
例えば第１、第２の２つの主蒸気隔離弁２１，２２が、
全て原子炉格納容器８の外部に配置されている。このよ
うな構成によると、従来上部ドライウェル３内に配置さ
れていた第１の主蒸気隔離弁２１が原子炉格納容器８の
外部に配置されることにより、上部ドライウェル３内に
主蒸気隔離弁２１配置用のスペースが必要なくなり、こ
れにより上部ドライウェル８の内径を大幅に縮小するこ
とができる。例えばドライウェル内径は現状の２９ｍか
ら、図１に示すように、約２０ｍにまで縮小することが
可能となる。また、このような構成によりドライウェル
体積が小さくなると、ドライウェル内に存在している非
凝縮ガスである窒素の量が低減し、冷却材喪失事故時に
ウェットウェル側に封じ込められる窒素ガスの量が大幅
に低減することになる。これにより、冷却材喪失事故時
の原子炉格納容器８のピーク圧力が低減できるという安
全性向上の効果が得られる。また、従来では、原子炉格
納容器の内側第１主蒸気隔離弁が、苛酷事故時などに原
子炉格納容器内の厳しい環境条件にさらされることにな
ったが、本実施形態では第１手蒸気隔離弁２１を原子炉
格納容器８の外部に設置したことにより、この問題を根
本的に解決することが可能となる。さらに、主蒸気隔離
弁２１へのアクセス性が向上し、保守時に運転員が原子
炉格納容器８内で被爆する線量を大幅に低減できる。な
お、図１に示すように、本実施形態では、上部ドライウ
ェル３部分の内径が約２０ｍ、ウェットウェル６部分の
内径が約２６ｍと原子炉格納容器８の内径が異なるの
は、主にサプレッションプール７のプール水量を確保す
るためである。本実施形態の変形例として、図示しない
が例えばウェットウェルを別置きにするタイプの原子炉
格納容器に対して前記の主蒸気隔離弁配置構成を適用す
る場合には、原子炉格納容器の内径を全体として単一に
し、上部ドライウェル内径に合致させることが可能であ
る。その場合には、原子炉格納容器の形状を均一な円筒
形状とすることができる。なお、図１中の寸法数値は一
例を示したものであり、種々変更できるものであり、ま
た原子炉格納容器８の外部に設けられる主蒸気隔離弁２
１，２２の数についても、２以上の任意数に設定するこ
とが可能である。このように、原子炉格納容器８の各部
の寸法や弁その他の部品数等については、必ずしも図示
等で示したものに限定されず、種々変更できる点は、以
下の各実施形態についても同様である。第２実施形態図２は本発明の第２実施形態における原子力発電設備の
原子炉格納容器とその周辺構成を示したものである。本
実施形態においても、第１実施形態と同様に、主蒸気管
９に設けられる複数、例えば第１、第２の２つの主蒸気
隔離弁２１，２２が、全て原子炉格納容器８の外部に配
置されている。そして、さらに本実施形態では、主蒸気
管９のうち、原子炉格納容器８の貫通部分から原子炉格
納容器８の外側に設置された第１の主蒸気隔離弁２１ま
での部分、および第１の主蒸気隔離弁２１から第２の主
蒸気隔離弁２２までの部分が、ガードパイプ８ａによっ
て覆われた二重管構造とされている。他の構成について
は、第１実施形態と同様であるから、図２に図１と同一
の符号を付して説明を省略する。このような本実施形態
の構成によると、第１実施形態に加えて、下記の効果が
奏される。すなわち、従来では主蒸気隔離弁の間の主蒸
気管は原子炉格納容器バウンダリであることから、配管
破断の想定は安全設計上は要求されていなかった。しか
し、この部分の配管破断を考えると、原子炉格納容器外
側の第２主蒸気隔離弁が設計どおりに閉鎖しても、その
隔離機能は喪失してしまう。そのため、この場合でも原
子炉格納容器を隔離可能なように第１主蒸気隔離弁は原
子炉格納容器の内側に設置するということが行われてき
た。これに対し、本実施形態では、主蒸気配管８の第２
主蒸気隔離弁２２までの部分がガードパイプ８ａにより
二重管構造によって保護されているため、仮にこの部分
の配管破断を想定しても、第１主蒸気隔離弁２１を原子
炉格納容器８の内側に設置する必要性を排除することが
可能になる。第３実施形態図３は本発明の第３実施形態における原子力発電設備の
原子炉格納容器構成を示したものである。本実施形態
は、前述したレイズドサプレッションプール型の原子炉
格納容器に適用したものであり、全体構成については図
１３に示したものと略同様であるから、図３に図１３と
同一の符号を付して重複説明を省略し、要部構成のみに
ついて説明する。図３に示すように、本実施形態では原
子炉圧力容器１に接続された主蒸気配管９が原子炉格納
容器８の外部に導出されている。このものにおいて、主
蒸気隔離弁２１，２２は２弁とも、原子炉格納容器８の
外部のトンネル室２３内に設置され、かつトンネル室２
３内における主蒸気隔離弁２１，２２の上流側の配管部
分がガードパイプ９ｂで覆われて二重配管構造とされて
いる。このような構成によると、第１の主蒸気隔離弁２
が２弁とも原子炉格納容器８の外部に配設されているこ
とから、その分だけドライウェル２の下部空間が最小限
の大きさとなっている。例えば、このような本実施形態
の構成のもとでは、ドライウェル２の下部の内径を現状
の１７ｍから約１３ｍにまで縮小することが可能にな
る。これにより、ドローダウン水量が低減できるので、
サプレッションプール７のプール水量を削減することが
可能となり、原子炉格納容器８の体積全体を小さくする
ことが可能となる。原子炉格納容器８の内径は現状の３
８ｍから約３７ｍに縮小することが可能となる。したが
って、本実施形態を採用すれば、従来経済的に成立性が
乏しいと思われがちであったレイズドサプレッションプ
ールの成立性がにわかに高いものとなる。第４実施形態図４は本発明の第４実施形態における原子力発電設備の
原子炉圧力容器の要部構成を示したものである。本実施
形態は、原子炉格納容器８の最下部よりも上部に位置す
るサプレッションプール７を通って、主蒸気管２０を前
記原子炉格納容器８の外部に導く、レイズドサプレッシ
ョンプール型の原子炉格納容器を有する原子力発電設備
において、前記主蒸気管２０に設けられる複数の主蒸気
隔離弁２１，２２を全て前記原子炉格納容器８の外部に
設置し、前記原子炉格納容器８下部のドローダウン空間
を最小化したものである。即ち、本実施形態では、定期
検査時に制御棒駆動機構（ＦＭＣＲＤ）２６の健全性の
確認を行う際などに、原子炉圧力容器１の下部に接続さ
れる制御棒駆動機構２６の内部機構を、原子炉圧力容器
１内の上方に引き抜く構成とされており、それにより制
御棒駆動機構２６の下部空間が削除され、原子炉圧力容
器１を原子炉格納容器８の最下部に近接させた構成とな
っている。従来は、定検時には、制御棒（ＣＲ）と制御
棒駆動機構とを切離した後に、制御棒駆動機構を、その
下底を開口させて、原子炉圧力容器１の下部に引き抜く
構成をとっている。その場合、引き抜きしろとしての空
間を、制御棒駆動機構の下底よりさらに下側の原子炉圧
力容器１の下方に確保する必要がある。よって、制御棒
の長さが役４ｍであるにも拘らず、下部ドライウェルの
高さが約１１ｍにわたって必要とされていた。本実施形
態のように、定検時に制御棒駆動機構２６を上に引き抜
く構成とすることにより、原子炉圧力容器１の下方の引
き抜きしろとしての空間を不要とすることができる。こ
れにより、原子炉圧力容器１および炉心の設置位置が低
くなるため、プラントの耐震性が大幅に向上する効果が
得られる。さらに、原子炉建屋の高さを低減できるた
め、建設工程を大幅に短縮することが可能になる。本実
施形態の場合は、例えば原子炉格納容器８の高さが従来
の２９．５ｍから約２３ｍにまで低減可能となる。な
お、本実施形態ではウェットウェルについては、後述す
る実施形態で述べるように、別置きで考えているため特
にに図示していない。ウェットウェルが別置きとする
と、本実施形態では下部ドライウェル４の内径を約１５
ｍにまで拡大することが可能である。これにより、苛酷
事故時に十分なデブリ拡散面積を確保可能となる効果が
得られている。但し、これに限らず、前記第１〜第３実
施形態との組合せ適用等は勿論可能である。なお、サプ
レッションプールをレイズドタイプにした場合、下部ド
ライウェル４の内径拡大はドローダウン水の増大を招
き、実施が困難となる。本実施形態では、サプレッショ
ンプールはレイズドタイプとはしない。さらに、本実施
形態では、下部ドライウェル４のほぼ全面に耐熱部材を
用いたコアキャッチャー２７が設置されている。これに
より、苛酷事故時の原子炉格納容器の健全性を著しく向
上することが可能となる。第５実施形態図５は本発明の第５実施形態における原子力発電設備の
構成を示したものである。この第５実施形態から以下詳
述する第８実施形態までは、同一の沸騰水型原子力発電
設備内に、２つ以上の原子炉を備え、１つのウェットウ
ェルおよびサプレッションプールからなる安全系を、前
記の２つ以上の原子炉で共用する構成としたものであ
る。本実施形態においては、例えば第４実施形態で示し
た構成の原子炉１ａ，１ｂが１対備えられ、この２つの
原子炉１ａ，１ｂで１つのウェットウェル６およびサプ
レッションプール７を共用する構成となっている。すな
わち、ドライウェル２は原子炉１ａ，１ｂごとに設置さ
れるものの、ウェットウェル６およびサプレッションプ
ール７については、１つのみ設置されている。そして、
両原子炉１ａ，１ｂのドライウェル２が、１つのサプレ
ッションプール７に対し、それぞれコネクティングベン
ト管２８によって接続されている。なお、各コネクティ
ングベント管２８には、逆止弁または後述する第７実施
形態で説明するラプチャーディスク２９が内臓されてい
る。以上の構成を有する本実施形態によれば、２つ以上
の原子炉１ａ，１ｂａで１つのウェットウェル６および
サプレッションプール７を共用する構成としたことによ
り、原子炉格納容器８の合計の体積を大幅に低減するこ
とが可能となる。第６実施形態図６は本発明の第６実施形態における原子力発電設備の
構成を示したものである。本実施形態も、第５実施形態
と同様に、１つのウェットウェル６およびサプレッショ
ンプール７からなる安全系を、２つ以上の原子炉１ａ，
１ｂで共用する構成としたものであるが、さらに、ウェ
ットウェル６の上側に、新たな圧力抑制用としてのミッ
ドウェル（ＭＷ）３０が設けられている。そして、この
ミッドウェル３０に、両原子炉１ａ，１ｂのドライウェ
ル２がコネクティングベント管２８によってそれぞれ接
続されるとともに、このミッドウェル３０とウェットウ
ェル６内のサプレッションプール７とが多数本の垂直ベ
ント管３１によって連結されている。すなわち、ミッド
ウェル３０から垂直ベント管３１を多数本、サプレッシ
ョンプール７内に下垂せしめ、このベント管３１群を２
プラントで共用することを可能にしている。このような
構成によると、ウェットウェル６内のベント管本数が１
プラント分に低減され、これによりウェットウェル６
は、従来のＭａｒｋＩＩ型原子炉のほぼ１プラント分の
原子炉格納容器と同様の設計で、２プラント分のウェッ
トウェルとして機能することが可能となる。第７実施形態図７は本発明の第７実施形態として、図５および図６に
示した原子炉格納容器のコネクティングベント管２８に
適用されるラプチャーディスク２９の構成についてのも
のである。本実施形態のラプチャーディスク２９は、図
７に示すように、コネクティングベント管２８の内部に
配置されたラプチャーディスク本体３２と、これに対す
る流体の作動方向ａ側の表面（背面側）に設けられた圧
力支持機構３３とによって構成されている。圧力支持機
構３３は、例えば網目状等の剛構造の支持部材により構
成されており、この圧力支持機構３３の網目によって、
作動方向ａに沿う流体圧力がラプチャーディスク本体３
２に直ちに伝達する。これにより、作動方向ａに圧力を
受けた場合には、ラプチャーディスク本体３２に圧力の
みが作用するため、直ちに開となる。一方、逆方向ｂか
ら背圧を受けた場合には、ラプチャーディスク本体３２
が圧力支持機構３３によって支持されるため、誤って開
動作を行うことが確実に回避できるようになる。したが
って、健全側のプラントのラプチャーディスク２９が、
冷却材喪失事故時に誤動作し、冷却材喪失事故の影響が
健全側のプラントに及ぶことを回避することが可能とな
る。なお、実際にはコネクティングベント管２８は各ド
ライウェル毎に約８本程度をウェットウェルに接続する
が、図５および図６では、説明簡単化のため、１本のみ
表示している。すなわち、実際は、２プラントから合計
約１６本のベント管が接続され、さらにこれらはサプレ
ッションプール７内に導かれる。第８実施形態図８は本発明の第８実施形態における原子力発電設備の
構成を示したものである。本実施形態では、複数、例え
ば２つの原子炉１ａ，１ｂと、それらの間に配置された
１つの静的安全系、すなわち静的格納容器冷却系１４、
アイソレーションコンデンサ１５、および重力落下式非
常用炉心冷却系１３とを備えた構成とされている。重力
落下式非常用炉心冷却系１３は、図６に示したものとほ
ぼ同様のミッドウェル３０内に設けられており、また、
静的格納容器冷却系１４とアイソレーションコンデンサ
１５とは、ミッドウェル３０の上側に配置されている。
そして、静的格納容器冷却系１４、アイソレーションコ
ンデンサ１５、および重力落下式非常用炉心冷却系１３
からなる１つの静的安全系が、２つの原子炉１ａ，１ｂ
つまり２プラント間で共用する構成となっている。他の
構成は図６のものとほぼ同様である。このような構成に
よると、２プラント間でウェットウェル６およびミッド
ウェル３０を共用するとともに、この上部に静的格納容
器冷却系１４，アイソレーションコンデンサ１５等を設
置することにより、前記第６実施形態の作用効果に加え
て、配置上のインパクトの大きい静的格納容器冷却系１
４、アイソレーションコンデンサ１５のプールを効率良
く配置することが可能となる。また、重力落下式非常用
炉心冷却系１３はミッドウェル３０の中に配置するた
め、各原子炉１ａ，１ｂ側のドライウェル２への配置影
響を完全に排除することが可能である。第９実施形態図９は本発明の第９実施形態における原子力発電設備の
構成を示した平面図である。本実施形態では、ウェット
ウェル６だけでなく、従来プラントごとに設置されてい
たドライヤ・セパレータ・ピット４１についても、複
数、例えば２つの原子炉１ａ，１ｂ、つまり２プラント
間で共用する構成とされている。すなわち、図９に示す
ように、１つのドライヤ・セパレータ・ピット４１が、
２つの原子炉１ａ，１ｂの間に配置されている。このド
ライヤ・セパレータピット４１は、１つのウェットウェ
ル６に近接して配置されている。なお、燃料プール４２
は各原子炉１ａ，１ｂの外側に、１対配置されている。
これらの燃料プール４２の下方には、水圧制御ユニット
（ＨＣＵ）、原子炉冷却材浄化設備（ＣＵＷ）等が設け
られている。このような構成とすることにより、原子炉
建屋４０の寸法を不要に長くすることを回避できる。な
お、原子炉建屋の運転床４３は２プラントで共用するよ
うになっている。これにより、定検時の運用性が大幅に
向上できる。ＡＢＷＲの場合には、原子炉格納容器が非
常に小型化されているため、原子炉建屋の運転床も運用
上必要最低限の面積を確保するにとどめている。しか
し、本実施形態では、このように２プラントで運転床４
３を共用して、実際にはより広い運転床面積を確保する
ことが可能となるため、運用性が大幅に向上する。第１０実施形態図１０は本発明の第１０実施形態における原子力発電設
備の構成を示したものである。図１０（ａ）は高圧炉心
注水系（ＨＰＣＦ）５１、低圧炉心注水系（ＬＰＦＬ）
５２、残留熱除去系（ＲＨＲ）５３を含むライン（便宜
的にフロントラインと称する）を示している。また、図
１０（ｂ）は原子炉補機冷却系ポンプ（ＲＳＷポンプ）
５５および原子炉補機海水冷却系ポンプ（ＲＣＷポン
プ）５６を具備するを含むライン（便宜的にサポートラ
インと称する）を示している。本実施形態では、図１０
（ａ），（ｂ）に示すように、非常用炉心冷却系とし
て、高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ）５１、低圧炉心注水系
（ＬＰＦＬ）５２、残留熱除去系（ＲＨＲ）５３および
原子炉補機冷却系（ＲＣＷ）５４を備えた原子力発電設
備において、高圧炉心注水系５１、低圧炉心注水系５
２、残留熱除去系５３、および非常用ディーゼル発電設
備（ＤＧ）５７を含むフロントラインを、４区分構成と
する一方、原子炉補機冷却系５４の配管構成を有するサ
ポートラインを、２ループ構成としている。また、図１
０（ｂ）に示すように、原子炉補機冷却系５４の各ルー
プの配管内に２台以上の原子炉補機冷却系ポンプ（ＲＳ
Ｗポンプ）５５および原子炉補機海水冷却系ポンプ（Ｒ
ＣＷポンプ）５６を具備する構成とし、かつこれらに給
電する非常用電源を４区分構成としている。すなわち、
本実施形態では、このように、フロントラインを完全４
区分化し、サポートラインを２ループ化し、全ての動的
機器を４台以上設置し、系統のオンラインメンテナンス
を可能とした非常用炉心冷却系を設置している。このよ
うに構成された非常用炉心冷却系を２プラント間で共用
した場合、任意の時間で非常用炉心冷却系のメンテナン
スを実施できるため、２プラントを同時に停止して非常
用炉心冷却系のメンテナンスを実施する必要性がなくな
る。従来の非常用炉心冷却系構成では、高圧炉心注水系
（ＨＰＣＦ）が２系統しかなく、また、１系統しかない
原子炉隔離時冷却設備（ＲＣＩＣ）が存在したため、こ
れらの系統のオンラインメンテナンスは不可能であっ
た。これに対し、本実施形態では、ＲＣＩＣを削除し、
代りに高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ）を４系統にしてある
ため、全ての系統のオンラインメンテナンスが可能とな
る効果が得られる。

【発明の効果】以上のように、本発明によれば主蒸気隔
離弁を２弁とも原子炉格納容器の外部に設置することに
よりドライウェルの体積が低減でき、原子炉格納容器の
合理化が行えるとともに、設計基準冷却材喪失事故時に
おける原子炉格納容器のピーク圧力が低減され安全性が
向上する。レイズドサプレッションプールにあっては、
ドライウェル下部体積、サプレッションプール体積など
が低減し、原子炉格納容器全体をより小型にすることが
可能になり、失われかけていた成立性がにわかに高いも
のになる。また、下部ドライウェルの高さが低減され、
原子炉格納容器および原子炉建屋の高さも低減されるた
め、プラントの建設工期が大幅に短縮可能となる。さら
に、ウェットウェルおよびサプレッションプールを２つ
以上の原子炉で共用するので、原子炉格納容器がプラン
トごとに設置するよりも小さくできる。その結果、原子
炉建屋も小型化でき原子力プラントの経済性が大幅に向
上する。それにもかかわらず、原子炉建屋の運転床はプ
ラント間で共用するためプラントごとに設置する場合よ
りも広くなり定検時の運用性が大幅に改善される。さら
に、静的安全系についてもプラント間で共用するので、
配置影響を大幅に緩和することができる。動的機器から
構成される非常用炉心冷却系についても高圧炉心注水系
を含めて４区分化を行いオンラインメンテナンスを可能
とできるため、プラント間で共用しても全プラントを停
止してメンテナンスをする必要がなくなる。動的機器の
安全系だけで設計基準事故の全てに対応可能なため、静
的安全系である下式非常用炉心冷却系を設計基準事故時
に使う必要がないため、ＳＢＷＲで多数必要とされてい
た減圧弁を設置する必要がなくなる。下式非常用炉心冷
却系は動的安全系の純粋にバックアップとして設置され
るため、十分な時間余裕を持って炉心に注入できれば良
いため、本来の静的機器としての極めて高い信頼性を維
持することが可能となる。以上の複合された効果によ
り、本発明により原子力発電設備の経済性と安全性が同
時に向上され、原子力発電の他の代替発電設備に対する
競合力が大幅に改善される効果が得られる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る原子力発電設備の第１の実施形態
を示す説明図。

【図２】本発明に係る原子力発電設備の第２の実施形態
を示す説明図。

【図３】本発明に係る原子力発電設備の第３の実施形態
を示す説明図。

【図４】本発明に係る原子力発電設備の第４の実施形態
を示す説明図。

【図５】本発明に係る原子力発電設備の第５の実施形態
を示す説明図。

【図６】本発明に係る原子力発電設備の第６の実施形態
を示す説明図。

【図７】本発明に係る原子力発電設備の第７の実施形態
におけるラプチャーディスクを示す説明図。

【図８】本発明に係る原子力発電設備の第８の実施形態
を示す説明図。

【図９】本発明に係る原子力発電設備の第９実施形態を
示す説明図。

【図１０】（ａ）は本発明に係る原子力発電設備の第１
０実施形態における非常用炉心冷却系のフロントライン
を示す説明図、（ｂ）はこの非常用炉心冷却系のサポー
トラインを示す説明図。

【図１１】従来のＡＢＷＲの原子炉格納容器等の概要を
示す説明図。

【図１２】従来のＳＢＷＲの原子炉格納容器等の概要を
示す説明図。

【図１３】従来の次世代ＡＢＷＲ用に検討されているレ
イズドＳ／Ｐの概要を示す説明図。

【符号の説明】

１…原子炉圧力容器（ＲＰＶ）、２…ドライウェル（Ｄ
Ｗ）、３…上部ドライウェル（ＵＤ）、４…下部ドライ
ウェル（ＬＤ）、５…ベント管、６…ウェットウェル
（ＷＷ）、７…圧力抑制プール（Ｓ／Ｐ）、８…原子炉
格納容器（ＰＣＶ）、８ａ…ガードパイプ、９…一次系
配管、１０…非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）、１１…残
留熱除去系（ＲＨＲ）、１２…ＲＨＲ熱交換器（ＲＨＲ
…Ｈｘ）、１３…重力落下式ＥＣＣＳ（ＧＤＣＳ）、１
４…静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）、１５…アイソレ
ーションコンデンサー（ＩＣ）、１６…ＧＤＣＳプール
水、１７…ＰＣＣＳ熱交（ＰＣＣＳ…Ｈｘ）、１８…Ｐ
ＣＣＳプール、１９…ＩＣ熱交（ＩＣ…Ｈｘ）、２０…
主蒸気管（ＭＳ管）、２１…第１ＭＳＩＶ、２２…第２
ＭＳＩＶ、２３…トンネル室、２４…ＥＣＣＳ室、２５
…ＰＣＶ境界、２６…制御棒駆動機構（ＦＭＣＲＤ）、
２７…コアキャッチャー、２８…コネクティングベント
管、２９…ラプチャーディスク、３０…ミッドウェル
（ＭＷ）、３２…ラプチャーディスク本体、３３…圧力
支持機構、４０…原子炉建屋、４１…ＤＳピット、４２
…燃料プール、４３…運転床。

─────────────────────────────────────────────────────

【手続補正書】

【提出日】平成１１年７月１３日（１９９９．７．１
３）

【手続補正１】

【補正対象書類名】明細書

【補正対象項目名】全文

【補正方法】変更

【補正内容】

【書類名】明細書

【発明の名称】原子力発電設備

【特許請求の範囲】

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【０００２】

【従来の技術】従来のＬＷＲの中で代表的なものの一つ
として、沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）がある。以下では、
従来の技術をＢＷＲの場合を例にとり説明する。

【０００３】従来のＢＷＲは、いずれも原子炉格納容器
（ＰＣＶ）の中に、１つの原子炉圧力容器（ＲＰＶ）を
内蔵している。このＢＷＲの中で最新のものとして、改
良型ＢＷＲ（ＡＢＷＲ）が知られている。このＡＢＷＲ
の原子炉格納容器は、いわゆるＲＣＣＶと呼ばれる鉄筋
コンクリート製のもので、現時点で実用されているもの
の中では最も洗練されたものとなっている。

【０００４】図１１は、このＡＢＷＲの原子炉格納容器
等の設置状況を概略的に示したものである。図１１に示
すように、原子炉圧力容器１はドライウェル（ＤＷ）２
内に設置され、ドライウェル２はさらに上部ドライウェ
ル（ＵＤ）３および下部ドライウェル（ＬＤ）４に分割
されている。ドライウェル２はベント管５により、ウェ
ットウェル（ＷＷ）６内のサプレッションプール（Ｓ／
Ｐ）７に連結されている。原子炉格納容器８はこのよう
に、ドライウェル２とウェットウェル６とにより主に構
成されている。

【０００５】原子炉格納容器８の設計基準事故として、
原子炉圧力容器１に接続されている一次系配管（主蒸気
管）９が原子炉格納容器８内で破断することを想定す
る。これを一般に冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）と呼んで
いる。冷却材喪失事故が発生しても、ドライウェル２内
に放出される高温の蒸気は、ただちにベント管５を通
り、サプレッションプール７で凝縮されるため、原子炉
格納容器８の内圧は十分に低く抑えられるように設計さ
れている。従来の構成では、主蒸気管９に、原子炉格納
容器８の内側に位置して第１の主蒸気隔離弁（第１ＭＳ
ＩＶ）２１が設置されている。

【０００６】また、冷却材喪失事故時に流失する冷却材
を補給するために、動的機器であるポンプ１０ａを用い
た非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）１０が設置されてお
り、サプレッションプール７のプール水を汲み上げ、原
子炉圧力容器１内に注水できるように設計されている。
この非常用炉心冷却系は、信頼性を確保するために動作
原理の異なるものを含めて複数台設置されており、多重
性および多様性が確保された極めて安全性の高い設計と
なっている（図では簡単のため、１系統のみを記載して
いる）。

【０００７】さらに、炉心から事故後も継続して発生す
る崩壊熱を除去する目的で、残留熱除去系（ＲＨＲ）１
１が設置されている。この残留熱除去系は、やはり動的
機器であるポンプ（ＲＨＲポンプ）１１ａを用いてサプ
レッションプール水を吸引し、これを熱交換器（ＲＨＲ
熱交換器）１１ｂで冷却しつつ、原子炉格納容器８内に
循環スプレイすることにより、原子炉格納容器８の冷却
を行えるように設計されている。

【０００８】また、残留熱除去系１１は、このように安
全機能を持った安全系であるが、原子炉の通常停止の際
にも冷却系として使用される。非常用炉心冷却系や残留
熱除去系等の動的な安全系を作動させるため、非常用電
源として非常用ディーゼル発電機（非常用Ｄ／Ｇ）１２
が３台設置されている（図には１台のみを記載してい
る）。なお、残留熱除去系１１は、非常用炉心冷却系と
ポンプとを共用しており、非常用炉心冷却系の一部を構
成している。

【０００９】一方、近年では、まだ実用はされていない
ものの、非常用炉心冷却系や残留熱除去系などの安全系
を全て静的な手段のみで行い、ポンプなどの動的機器を
安全系から排除したことを特徴とする静的安全炉（ＳＢ
ＷＲ）が提案されている。以下、図１２により、ＳＢＷ
Ｒの概要を説明する。なお、この図１２において図１１
と同一の部分には、図１１と同一の符号を付して重複す
る部分の説明を省略し、要部のみを説明する。

【００１０】図１２において、上部ドライウェル３内に
は、静的安全系である重力落下式非常用炉心冷却系（Ｇ
ＤＣＳ）１３が設置されている。また、原子炉格納容器
８の上部には、静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）１４お
よびアイソレーションコンデンサ（ＩＣ）１５が設置さ
れている。設計基準事故である冷却材喪失事故の発生を
想定した場合には、蒸気がサプレッションプール７内で
凝縮する点は前記ＡＢＷＲの場合と同様であるが、原子
炉圧力容器１内に冷却材を補給するのは、重力により、
ＧＤＣＳプール水１６が自然落下することにより行われ
る。

【００１１】また、原子炉格納容器８の冷却も原子炉格
納容器８内の蒸気等が微少差圧により、ＰＣＣＳ熱交換
器（ＰＣＣＳＨｘ）１７内に導かれ、ＰＣＣＳプール１
８によって冷却されることにより行われる。同様に主蒸
気隔離弁２１が閉鎖され、原子炉が隔離状態となった場
合の冷却も原子炉圧力容器１内の炉蒸気を浮力によりＩ
Ｃ熱交換器（ＩＣＨｘ）１９に導き凝縮させることによ
り行われる。

【００１２】このようにＳＢＷＲの場合には、原子炉に
何らかの異常事態が発生した場合には、全て、自然力を
利用して静的に行われる工夫がなされている。そのため
これらの安全系が単純化され信頼性が大幅に向上すると
ともに、これらを作動させるための非常用電源が不要に
なるものとの大きな期待をいだかせるものである。この
例でも、主蒸気管９に、原子炉格納容器８の内側に位置
して第１の主蒸気隔離弁（第１ＭＳＩＶ）２１が設置さ
れている。

【００１３】また、さらに近年では、次世代ＡＢＷＲ用
の有力な原子炉格納容器の型式としてレイズドサプレッ
ションプールと呼ばれるサプレッションプールを有する
ものが検討されている（出展：エネルギーレビュー１９
９８年１月号１９頁）。

【００１４】このレイズドサプレッションプールの概要
を、図１３により説明する。なお、図１３において図１
１および図１２と同一の部分には、図１１および図１２
と同一の符号を付して重複する部分の説明は省略し、要
部のみを説明する。

【００１５】図１３に示すように、ドライウェル２は一
体空間をなし、上部ドライウェルと下部ドライウェルと
の区別は存在しない。主蒸気管（ＭＳ管）２０はドライ
ウェル２内を垂下し、ドライウェル２の下部よりトンネ
ル室（ＭＳトンネル室）２３を介し、原子炉格納容器８
の外部に導かれる。主蒸気管２０の第１主蒸気隔離弁２
１はドライウェル２側に設けられ、第２主蒸気隔離弁２
２はトンネル室２３内に配置されている。

【００１６】また、サプレッションプール７は原子炉格
納容器８の床面よりかなり上部に位置し、その下部の室
（ＥＣＣＳ室）２４に非常用炉心冷却系等の安全設備を
収納可能となっている。ウェットウェル６の気相部は原
子炉格納容器８の上端まで延び、ドライウェル２のトッ
プスラブ（天板）と同一の高さになっている。なお、図
中２５は、原子炉格納容器バウンダリ（ＰＣＶ境界）を
示している。

【００１７】このように構成されるレイズドサプレッシ
ョンプールでは、ウェットウェル６の気相空間が大き
く、事故時の圧力上昇をより低く抑えられるという優れ
た安全性の向上が期待される。また、非常用炉心冷却系
等の安全設備が、原子炉格納容器８内下部のＥＣＣＳ室
２４に収納可能であるため、原子炉建屋の床面積を小さ
くでき、配置性の大きな向上が期待できる。

【００１８】

【発明が解決しようとする課題】しかし、上述した技術
では、種々の解決すべき課題がある。

【００１９】すなわち、図１２に示した静的安全炉（Ｓ
ＢＷＲ）の安全系の場合には、冷却用のプール水を大量
に必要とし、大きな配置影響をもたらしている。例えば
ＰＣＣＳプール１８は約２５００ｍ^３にもなる。このた
め、原子炉建屋が小型化できず、経済性上の難点となっ
ている。さらに、重力落下式非常用炉心冷却系（ＧＤＣ
Ｓ）１３は、わずかな高低差のヘッドによる注水能力し
かなく、原子炉圧力容器１を冷却材喪失事故時に急速に
減圧する必要がある。このため、減圧弁を多数設置する
必要があり、この減圧弁の作動失敗を考えると、重力落
下式非常用炉心冷却系（ＧＤＣＳ）１３自体の非常用炉
心冷却系としての信頼性を極めて高くすることは困難で
ある。

【００２０】また、安全系をすべて静的にしたものの、
通常停止用の残留熱除去系は動的機器の従来どおりのも
のを残す必要がある。残留熱除去系は、原子炉補機冷却
系（ＲＣＷ）および原子炉補機海水冷却系（ＲＳＷ）等
（以下、「サポート系」という）まで含めると、安全系
の中でコストが高く、結局、安全系の合理化にはつなが
っていない。さらに、非常用電源が不要になるはずであ
ったが、実際には、一部の安全設備を動的機器で構成せ
ざるを得ないため、何らかの非常用電源を残す必要があ
る。

【００２１】このように、ＳＢＷＲには、静的安全系に
よる配置影響、動的システムの更なる合理化が課題とし
て存在する。配置影響を緩和するためには、原子炉格納
容器の小型化も重要な課題である。なお、ＳＢＷＲは現
時点ではまだ実運用されていない。

【００２２】一方、ＡＢＷＲはすでに実運用に供され、
その優れた安全性の高さが認められているが、近年の過
酷事故への対応の議論から、ＡＢＷＲの次の次世代炉の
設計では、一部静的格納容器冷却系などの静的安全系を
付加して、さらにその安全性を強化することが検討され
ている。このような次世代炉の設計では、やはり、原子
炉建屋への配置影響が大きなものとなってくる。これを
緩和するためには、原子炉格納容器の更なる体積低減な
どが重要な課題となる。逆に、ＡＢＷＲは原子炉格納容
器や原子炉建屋の小型化が進んだため、原子炉建屋運転
床の面積が必要最低限のみ確保されており、定検時の運
用に制約を与える結果となっている。従って、建屋全体
の配置影響を緩和しつつ、逆に原子炉建屋運転床の面積
を拡大することが重要な課題となっている。

【００２３】なお、本出願人においては、図示しない
が、ＡＢＷＲの原子炉格納容器の改造型の原子炉格納容
器として、下部ドライウェル分離方式を提案している
（例えば特願平１０−８７４１１等）。この下部ドライ
ウェル分離方式によれば、ウェットウェル気相体積を大
幅に小さくすることが可能となったが、それでもなお、
上部ドライウェルが主蒸気隔離弁の設置スペース確保の
ためあまり小さくできず、原子炉格納容器全体として
は、体積低減にはある程度の限界があった。そのため、
原子炉格納容器を偏心させて主蒸気隔離弁の設置スペー
スを確保しつつ、原子炉格納容器の体積を低減させる案
まで検討対象となる状況にある。すなわち、下部ドライ
ウェル分離方式の場合でも上部ドライウェルの内径をよ
り小さくすることが重要な課題となる。

【００２４】また、次世代ＡＢＷＲ用の有力な原子炉格
納容器の型式として検討された図１３に示したレイズド
サプレッションプールの場合、主蒸気管２０をドライウ
ェル２の下部を通す構造となっているため、ドライウェ
ル２の下部空間が従来の原子炉格納容器よりもかなり大
きくなってしまう。サプレッションプール７が上部に位
置するため、事故時に非常用炉心冷却系が作動すると、
サプレッションプール水がこの広大なドライウェル２の
下部空間に滞留してしまい、サプレッションプール７に
戻ってこなくなってしまう。これをドローダウン水と呼
ぶが、この水源の喪失分を当初より確保するため、サプ
レッションプール水量を従来の約３５００ｍ^３からおよ
そ２倍の約７０００ｍ^３にまで増大する必要がある。

【００２５】その結果を考慮した結果、ウェットウェル
体積が増大し、結局原子炉格納容器全体の体積が大きく
なり、経済性の悪化につながっている。したがって、レ
イズドサプレッションプールの場合には、ドライウェル
２の下部空間体積を極力小さくすることが必要となる
が、そうすると主蒸気隔離弁２１，２２などの大型の機
器を設置したり保守するスペースを十分に確保できなく
なることになる。本来、配置性の改善を主眼として開発
された原子炉格納容器概念が配置上の重大な課題により
成立性が喪失してしまうという結果になりかねない。従
って、レイズドサプレッションプールの場合には、この
ような主要機器の配置性を犠牲にすることなく、ドライ
ウェル下部空間をよりコンパクトにすることが非常に重
要な課題となる。

【００２６】本発明はこのような事情に鑑みてなされた
ものであり、経済性と安全性とが同時に向上でき、原子
力発電の他の代替発電設備に対する競合力がさらに大幅
に改善できるコンパクトな原子力発電設備を提供するこ
とを目的とする。

【００２７】

【課題を解決するための手段】前記の目的を達成するた
めに、請求項１に係る発明は、原子炉格納容器内に原子
炉容器を収納し、前記原子炉容器に接続された主蒸気管
を前記原子炉格納容器を貫通させて外部に導出する構成
とした原子力発電設備において、前記主蒸気管に設けら
れる複数の主蒸気隔離弁を全て前記原子炉格納容器の外
部に設置したことを特徴とする。

【００２８】すなわち、従来２つの主蒸気隔離弁につい
て、第１主蒸気隔離弁は原子炉格納容器内、第２主蒸気
隔離弁は原子炉格納容器外部というように、設置場所を
分けていたものを、本発明は、２弁とも原子炉格納容器
の外部側に設置するものである。したがって、このよう
な請求項１に係る発明によれば、主蒸気隔離弁が例えば
苛酷事故時にさらされる極めて苛酷な温度、圧力、放射
能等の環境条件から解放されるので、事故時の健全性を
高めることができる。

【００２９】また、従来では原子炉格納容器内に設けら
れている主蒸気隔離弁が、原子炉圧力容器本体を除けば
ドライウェル内径を決定している最大要因であったが、
これが削除されることにより、ドライウェル内径が大幅
に減少できるようになる。ドライウェル内径が小さくな
ると、ドライウェル体積が小さくなるが、これは、大幅
な合理化となるだけではなく、冷却材喪失事故時の原子
炉格納容器の圧力を緩和できることから、安全性の面で
極めて好ましい効果をもたらす。すなわち、ドライウェ
ル体積が小さくなると、事故前に存在している非凝縮ガ
スである窒素等の量が減少でき、冷却材喪失事故時に窒
素等がウェットウェル気相部に移行して圧縮されること
による原子炉格納容器の内圧上昇を、より少なくするこ
とができるためである。

【００３０】請求項２に係る発明は、原子炉格納容器最
下部よりも上部に位置するサプレッションプールを通っ
て、主蒸気管を前記原子炉格納容器の外部に導く、レイ
ズドサプレッションプール型の原子炉格納容器を有する
原子力発電設備において、前記主蒸気管に設けられる複
数の主蒸気隔離弁を全て前記原子炉格納容器の外部に設
置し、前記原子炉格納容器下部のドローダウン空間を最
小化したことを特徴とする。

【００３１】本発明によれば、２つの主蒸気隔離弁をド
ライウェル外周側のトンネル室に設置するものであり、
レイズドサプレッションプールに適用した場合に、ドラ
イウェル下部空間を、主蒸気隔離弁の配置性を犠牲にす
ることなく、十分に小さくすることができる。その結
果、ドローダウン水量が大幅に低減し、サプレッション
プール水量も低減することになり、ウェットウェル体積
が低減し、原子炉格納容器体積の低減、ひいては原子炉
格納容器のコスト低減が図れる。

【００３２】請求項３に係る発明は、請求項１または２
記載の原子力発電設備において、主蒸気管のうち、原子
炉格納容器の貫通部からその外部に配置された主蒸気隔
離弁までの配管部分を、二重構造としたことを特徴とす
る。

【００３３】本発明では、２つの主蒸気隔離弁を原子炉
格納容器の外部あるいはトンネル室に設置した場合に、
第２主蒸気隔離弁と原子炉格納容器との間の主蒸気配管
を二重配管構造としたので、仮に第２主蒸気隔離弁まで
の主蒸気管が破断しても二重構造であるため、配管破断
事故の影響を取り除くことが可能となる。これにより、
２つの主蒸気隔離弁を原子炉格納容器外等に設置した場
合でも、十分な安全性確保が可能となる。

【００３４】請求項４に係る発明は、沸騰水型原子力発
電設備において、原子炉圧力容器の下部に接続される制
御棒駆動機構を前記原子炉圧力容器内の上方に引き抜く
構成とすることにより、前記制御棒駆動機構の下部空間
を削除し、前記原子炉圧力容器を原子炉格納容器の最下
部に近接させたことを特徴とする。

【００３５】即ち、本発明では、原子炉圧力容器の下部
に垂下して設置される制御棒駆動機構（ＦＭＣＲＤ）に
ついて、従来保守等の際に下部に引き抜いていたもの
を、逆に原子炉圧力容器内部、即ち上部側に引き抜くこ
とにより、従来原子炉圧力容器下部に設置されていた例
えば約１１ｍもの下部ドライウェル空間の大半を削除
し、原子炉圧力容器を極力、原子炉格納容器の下部床面
に近接させて設置する。

【００３６】したがって本発明によれば、最大の重量物
である原子炉圧力容器の位置が大幅に下方に移行するた
め、炉心燃料の耐震条件が大幅に緩和され、原子炉プラ
ントの耐震性を大幅に向上させることができる。さら
に、原子炉格納容器の高さは、従来では原子炉圧力容器
高さと下部ドライウェル高さの和として決っていたのに
対し、本発明によれば下部ドライウェル高さが半減等と
なることにより、原子炉格納容器高さが大幅に削減可能
となる。これにより、原子炉格納容器の合理化、さらに
は、原子炉建屋そのものの合理化効果が図れる。この原
子炉建屋高さの低減により例えば原子炉建屋を１階層削
減でき、これによりプラントの建設工程を大幅が短縮化
が図れる。例えば、現在でも世界最短の４８ヶ月工程
を、３６ヶ月工程の程度にまで近づけることが可能にな
る。

【００３７】請求項５に係る発明は、沸騰水型原子力発
電設備において、同一設備内に２つ以上の原子炉を備
え、１つのウェットウェルおよびサプレッションプール
からなる安全系を前記２つ以上の原子炉で共用する構成
としたことを特徴とする。

【００３８】本発明によれば、沸騰水型原子力発電所の
原子炉格納容器にあって、ウェットウェルとサプレッシ
ョンプールとを２つ以上の原子炉で共用するので、従来
原子炉ごとに設置されていたウェットウェルとサプレッ
ションプールとが１つで済み、原子炉格納容器全体の体
積が大幅に低減できるとともに、原子炉建屋内配置が大
幅に緩和できる。

【００３９】請求項６に係る発明は、請求項５記載の原
子力発電設備において、ウェットウェルの上側に新たな
圧力抑制用としてのミッドウェルを備え、このミッドウ
ェルと前記ウェットウェル内のサプレッションプールと
をベント管によって連結したことを特徴とする。

【００４０】本発明によれば、新たにミッドウェルと呼
ぶ共用の空間を設け、ここと２つ以上のドライウェルと
をベント管で接続し、さらに、ミッドウェルをベント管
でウェットウェル内のサプレッションプールに接続した
ことにより、２つ以上のドライウェルから個別にベント
管をウェットウェルに接続する必要がなくなる。これに
より１プラント分のベント管だけをミッドウェルからウ
ェットウェルに接続すれば良くなる。即ち、２プラント
分のベント管をそれぞれ独立に直接ウェットウェルに接
続した場合には、サプレッションプール内に導かれるベ
ント管の本数がかなり多くなり、ウェットウェルを大型
化する必要が出てくるが、本発明では、これを回避可能
となる。

【００４１】請求項７に係る発明は、請求項５または６
記載の原子力発電設備において、各原子炉内のドライウ
ェルと、共用される１つのウェットウェルまたはミッド
ウェルとを、コネクティンベント管で接続し、このコネ
クティンベント管に、逆止弁または背面側に圧力支持機
構を有するラプチャーディスクを設けたことを特徴とす
る。

【００４２】本発明によれば、逆止弁または背面に圧力
支持機構を備えたラプチャーディスクをベント管内に設
け、ドライウェルとウェットウェルとが通常時に直接接
することが無いようにしたので、１つの原子炉を定検中
にドライウェルを開口しても何ら安全上の問題が発生し
ないようにすることが可能となる。

【００４３】なお、ラプチャーディスクは背面側が圧力
指示機構で支持されているので、背圧がかかった場でも
誤動作するおそれはない。

【００４４】また、冷却材喪失事故が１つの原子炉で発
生した場合に健全側の原子炉のドライウェルとの間に設
置されている逆止弁またはコネクティングベント管のラ
プチャーディスクが誤動作して事故の影響が健全側の原
子炉側に及ぶことを回避することが可能となる。

【００４５】請求項８に係る発明は、軽水型原子力発電
設備において、同一設備内に２つ以上の原子炉を備え、
１つの静的安全系を前記２つ以上の原子炉で共用する構
成としたことを特徴とする。

【００４６】ここで、静的安全系とは、静的格納容器冷
却系、アイソレーションコンデンサ、重力落下式非常用
炉心冷却系などを含むものである。

【００４７】本発明によれば、従来、大きな影響をもた
らしていた静的安全系の配置影響を大幅に緩和すること
が可能となる。本発明は、静的安全系を使用する全ての
軽水型原子力発電設備に適用することが可能である。

【００４８】請求項９に係る発明は、軽水型原子力発電
設備において、同一設備内に２つ以上の原子炉を備え、
ドライヤ・セパレータ・ピットを前記２つ以上の原子炉
で共用する構成としたことを特徴とする。

【００４９】ここで、ドライヤ・セパレータピット（Ｄ
Ｓピット）は、蒸気乾燥器および気水分離器等の収納ピ
ットをいう。

【００５０】本発明によれば、ドライヤ・セパレータピ
ットをプラント毎に設置する必要がなくなるので、運転
床を更に広く使用することが可能となる。また、原子炉
建屋床面積を不必要なほど大きくする必要がなくなる。
従来、燃料プールとドライヤ・セパレータピットは直線
状に並んでおり、これを２プラント分直列にならべると
原子炉建屋の寸法が非常に長くなってしまうが、本発明
によれば、これを回避することが可能となる。即ち、ド
ライヤ・セパレータピットはプラントの燃料交換時等に
使用するものであるので、２プラントの同時定検などを
行わない限り、プラントごとに設置する必要はない。な
お、２プラントを同時定検するような要求に対しては、
水中保管の必要な気水分離器のみについて、２プラント
分を保管できるようにドライヤ・セパレータピットの容
量を確保することにより対応可能である。

【００５１】請求項１０に係る発明は、非常用炉心冷却
系として、高圧炉心冷却系、低圧炉心冷却系、残留熱除
去系および原子炉補機冷却系を備えた原子力発電設備に
おいて、前記高圧炉心冷却系、低圧炉心冷却系および残
留熱除去系を４区分構成とする一方、前記原子炉補機冷
却系の配管構成を２ループ構成としたことを特徴とす
る。

【００５２】請求項１１に係る発明は、請求項１０記載
の原子力発電設備において、原子炉補機冷却系の各ルー
プの配管内に２台以上の原子炉補機冷却系ポンプおよび
原子炉補機海水冷却系を具備する構成とし、かつこれら
に給電する非常用電源を４区分構成としたことを特徴と
する。

【００５３】これらの請求項１０，１１に係る発明によ
れば、高圧炉心冷却系も含めて非常用炉心冷却系のフロ
ントラインを全て４区分化したことにより、非常用炉心
冷却系のフロントラインおよびサポートラインの全てを
オンラインメンテナンスが可能となる。

【００５４】請求項１２に係る発明は、請求項１０また
は１１記載の非常用炉心冷却系を、２以上の原子炉で共
用する構成としたことを特徴とする。

【００５５】本発明によれば、非常用炉心冷却系の全て
の部分がオンラインメンテナンス可能となるため、２プ
ラントを同時定検とすることなく、非常用炉心冷却系の
メンテナンスを随時行うことが可能となる。

【００５６】請求項１３に係る発明は、請求項１から３
までのいずれかに記載の主蒸気管の構成と、請求項４記
載の原子炉圧力容器および原子炉格納容器の構成とを、
共に備えたことを特徴とする。

【００５７】請求項１４に係る発明は、請求項１３記載
の構成を有する原子炉を複数備え、これらの原子炉に対
し、請求項５から９までのいずれかに記載の安全系また
はドライヤ・セパレータ・ピットの構成を組合せたこと
を特徴とする。

【００５８】

【発明の実施の形態】以下、本発明に係る原子力発電設
備の実施形態について図１〜図１０を参照して説明す
る。

【００５９】第１実施形態図１は本発明の第１実施形態における原子力発電設備の
原子炉格納容器とその周辺の構成を示したものである。

【００６０】本実施形態では図１に示すように、原子炉
圧力容器１がドライウェル２内に設置され、ドライウェ
ル２はさらに上部ドライウェル３および下部ドライウェ
ル４に分離されている。ドライウェル２はベント管５に
より、ウェットウェル６内のサプレッションプール７に
連結されている。原子炉格納容器８は、このように下部
ドライウェル分離方式とされている。

【００６１】このような構成において、本実施形態で
は、原子炉圧力容器１に接続された主蒸気管９が、原子
炉格納容器８を貫通して外部に導出されており、この主
蒸気管９に設けられる複数の主蒸気隔離弁、例えば第
１、第２の２つの主蒸気隔離弁２１，２２が、全て原子
炉格納容器８の外部に配置されている。

【００６２】このような構成によると、従来上部ドライ
ウェル３内に配置されていた第１の主蒸気隔離弁２１が
原子炉格納容器８の外部に配置されることにより、上部
ドライウェル３内に主蒸気隔離弁２１配置用のスペース
が必要なくなり、これにより上部ドライウェル８の内径
を大幅に縮小することができる。例えばドライウェル内
径は現状の２９ｍから、図１に示すように、約２０ｍに
まで縮小することが可能となる。

【００６３】また、このような構成によりドライウェル
体積が小さくなると、ドライウェル内に存在している非
凝縮ガスである窒素の量が低減し、冷却材喪失事故時に
ウェットウェル側に封じ込められる窒素ガスの量が大幅
に低減することになる。これにより、冷却材喪失事故時
の原子炉格納容器８のピーク圧力が低減できるという安
全性向上の効果が得られる。

【００６４】また、従来では、原子炉格納容器の内側第
１主蒸気隔離弁が、苛酷事故時などに原子炉格納容器内
の厳しい環境条件にさらされることになったが、本実施
形態では第１手蒸気隔離弁２１を原子炉格納容器８の外
部に設置したことにより、この問題を根本的に解決する
ことが可能となる。

【００６５】さらに、主蒸気隔離弁２１へのアクセス性
が向上し、保守時に運転員が原子炉格納容器８内で被爆
する線量を大幅に低減できる。なお、図１に示すよう
に、本実施形態では、上部ドライウェル３部分の内径が
約２０ｍ、ウェットウェル６部分の内径が約２６ｍと原
子炉格納容器８の内径が異なるのは、主にサプレッショ
ンプール７のプール水量を確保するためである。

【００６６】本実施形態の変形例として、図示しないが
例えばウェットウェルを別置きにするタイプの原子炉格
納容器に対して前記の主蒸気隔離弁配置構成を適用する
場合には、原子炉格納容器の内径を全体として単一に
し、上部ドライウェル内径に合致させることが可能であ
る。その場合には、原子炉格納容器の形状を均一な円筒
形状とすることができる。

【００６７】なお、図１中の寸法数値は一例を示したも
のであり、種々変更できるものであり、また原子炉格納
容器８の外部に設けられる主蒸気隔離弁２１，２２の数
についても、２以上の任意数に設定することが可能であ
る。このように、原子炉格納容器８の各部の寸法や弁そ
の他の部品数等については、必ずしも図示等で示したも
のに限定されず、種々変更できる点は、以下の各実施形
態についても同様である。

【００６８】第２実施形態図２は本発明の第２実施形態における原子力発電設備の
原子炉格納容器とその周辺構成を示したものである。

【００６９】本実施形態においても、第１実施形態と同
様に、主蒸気管９に設けられる複数、例えば第１、第２
の２つの主蒸気隔離弁２１，２２が、全て原子炉格納容
器８の外部に配置されている。

【００７０】そして、さらに本実施形態では、主蒸気管
９のうち、原子炉格納容器８の貫通部分から原子炉格納
容器８の外側に設置された第１の主蒸気隔離弁２１まで
の部分、および第１の主蒸気隔離弁２１から第２の主蒸
気隔離弁２２までの部分が、ガードパイプ８ａによって
覆われた二重管構造とされている。他の構成について
は、第１実施形態と同様であるから、図２に図１と同一
の符号を付して説明を省略する。

【００７１】このような本実施形態の構成によると、第
１実施形態に加えて、下記の効果が奏される。

【００７２】すなわち、従来では主蒸気隔離弁の間の主
蒸気管は原子炉格納容器バウンダリであることから、配
管破断の想定は安全設計上は要求されていなかった。し
かし、この部分の配管破断を考えると、原子炉格納容器
外側の第２主蒸気隔離弁が設計どおりに閉鎖しても、そ
の隔離機能は喪失してしまう。そのため、この場合でも
原子炉格納容器を隔離可能なように第１主蒸気隔離弁は
原子炉格納容器の内側に設置するということが行われて
きた。

【００７３】これに対し、本実施形態では、主蒸気配管
８の第２主蒸気隔離弁２２までの部分がガードパイプ８
ａにより二重管構造によって保護されているため、仮に
この部分の配管破断を想定しても、第１主蒸気隔離弁２
１を原子炉格納容器８の内側に設置する必要性を排除す
ることが可能になる。

【００７４】第３実施形態図３は本発明の第３実施形態における原子力発電設備の
原子炉格納容器構成を示したものである。

【００７５】本実施形態は、前述したレイズドサプレッ
ションプール型の原子炉格納容器に適用したものであ
り、全体構成については図１３に示したものと略同様で
あるから、図３に図１３と同一の符号を付して重複説明
を省略し、要部構成のみについて説明する。

【００７６】図３に示すように、本実施形態では原子炉
圧力容器１に接続された主蒸気配管９が原子炉格納容器
８の外部に導出されている。このものにおいて、主蒸気
隔離弁２１，２２は２弁とも、原子炉格納容器８の外部
のトンネル室２３内に設置され、かつトンネル室２３内
における主蒸気隔離弁２１，２２の上流側の配管部分が
ガードパイプ９ｂで覆われて二重配管構造とされてい
る。

【００７７】このような構成によると、第１の主蒸気隔
離弁２が２弁とも原子炉格納容器８の外部に配設されて
いることから、その分だけドライウェル２の下部空間が
最小限の大きさとなっている。例えば、このような本実
施形態の構成のもとでは、ドライウェル２の下部の内径
を現状の１７ｍから約１３ｍにまで縮小することが可能
になる。

【００７８】これにより、ドローダウン水量が低減でき
るので、サプレッションプール７のプール水量を削減す
ることが可能となり、原子炉格納容器８の体積全体を小
さくすることが可能となる。原子炉格納容器８の内径は
現状の３８ｍから約３７ｍに縮小することが可能とな
る。したがって、本実施形態を採用すれば、従来経済的
に成立性が乏しいと思われがちであったレイズドサプレ
ッションプールの成立性がにわかに高いものとなる。

【００７９】第４実施形態図４は本発明の第４実施形態における原子力発電設備の
原子炉圧力容器の要部構成を示したものである。

【００８０】本実施形態は、原子炉格納容器８の最下部
よりも上部に位置するサプレッションプール７を通っ
て、主蒸気管２０を前記原子炉格納容器８の外部に導
く、レイズドサプレッションプール型の原子炉格納容器
を有する原子力発電設備において、前記主蒸気管２０に
設けられる複数の主蒸気隔離弁２１，２２を全て前記原
子炉格納容器８の外部に設置し、前記原子炉格納容器８
下部のドローダウン空間を最小化したものである。

【００８１】即ち、本実施形態では、定期検査時に制御
棒駆動機構（ＦＭＣＲＤ）２６の健全性の確認を行う際
などに、原子炉圧力容器１の下部に接続される制御棒駆
動機構２６の内部機構を、原子炉圧力容器１内の上方に
引き抜く構成とされており、それにより制御棒駆動機構
２６の下部空間が削除され、原子炉圧力容器１を原子炉
格納容器８の最下部に近接させた構成となっている。

【００８２】従来は、定検時には、制御棒（ＣＲ）と制
御棒駆動機構とを切離した後に、制御棒駆動機構を、そ
の下底を開口させて、原子炉圧力容器１の下部に引き抜
く構成をとっている。その場合、引き抜きしろとしての
空間を、制御棒駆動機構の下底よりさらに下側の原子炉
圧力容器１の下方に確保する必要がある。よって、制御
棒の長さが役４ｍであるにも拘らず、下部ドライウェル
の高さが約１１ｍにわたって必要とされていた。

【００８３】本実施形態のように、定検時に制御棒駆動
機構２６を上に引き抜く構成とすることにより、原子炉
圧力容器１の下方の引き抜きしろとしての空間を不要と
することができる。これにより、原子炉圧力容器１およ
び炉心の設置位置が低くなるため、プラントの耐震性が
大幅に向上する効果が得られる。

【００８４】さらに、原子炉建屋の高さを低減できるた
め、建設工程を大幅に短縮することが可能になる。本実
施形態の場合は、例えば原子炉格納容器８の高さが従来
の２９．５ｍから約２３ｍにまで低減可能となる。な
お、本実施形態ではウェットウェルについては、後述す
る実施形態で述べるように、別置きで考えているため特
にに図示していない。ウェットウェルが別置きとする
と、本実施形態では下部ドライウェル４の内径を約１５
ｍにまで拡大することが可能である。これにより、苛酷
事故時に十分なデブリ拡散面積を確保可能となる効果が
得られている。但し、これに限らず、前記第１〜第３実
施形態との組合せ適用等は勿論可能である。

【００８５】なお、サプレッションプールをレイズドタ
イプにした場合、下部ドライウェル４の内径拡大はドロ
ーダウン水の増大を招き、実施が困難となる。本実施形
態では、サプレッションプールはレイズドタイプとはし
ない。

【００８６】さらに、本実施形態では、下部ドライウェ
ル４のほぼ全面に耐熱部材を用いたコアキャッチャー２
７が設置されている。これにより、苛酷事故時の原子炉
格納容器の健全性を著しく向上することが可能となる。

【００８７】第５実施形態図５は本発明の第５実施形態における原子力発電設備の
構成を示したものである。

【００８８】この第５実施形態から以下詳述する第８実
施形態までは、同一の沸騰水型原子力発電設備内に、２
つ以上の原子炉を備え、１つのウェットウェルおよびサ
プレッションプールからなる安全系を、前記の２つ以上
の原子炉で共用する構成としたものである。

【００８９】本実施形態においては、例えば第４実施形
態で示した構成の原子炉１ａ，１ｂが１対備えられ、こ
の２つの原子炉１ａ，１ｂで１つのウェットウェル６お
よびサプレッションプール７を共用する構成となってい
る。すなわち、ドライウェル２は原子炉１ａ，１ｂごと
に設置されるものの、ウェットウェル６およびサプレッ
ションプール７については、１つのみ設置されている。

【００９０】そして、両原子炉１ａ，１ｂのドライウェ
ル２が、１つのサプレッションプール７に対し、それぞ
れコネクティングベント管２８によって接続されてい
る。なお、各コネクティングベント管２８には、逆止弁
または後述する第７実施形態で説明するラプチャーディ
スク２９が内臓されている。

【００９１】以上の構成を有する本実施形態によれば、
２つ以上の原子炉１ａ，１ｂａで１つのウェットウェル
６およびサプレッションプール７を共用する構成とした
ことにより、原子炉格納容器８の合計の体積を大幅に低
減することが可能となる。

【００９２】第６実施形態図６は本発明の第６実施形態における原子力発電設備の
構成を示したものである。

【００９３】本実施形態も、第５実施形態と同様に、１
つのウェットウェル６およびサプレッションプール７か
らなる安全系を、２つ以上の原子炉１ａ，１ｂで共用す
る構成としたものであるが、さらに、ウェットウェル６
の上側に、新たな圧力抑制用としてのミッドウェル（Ｍ
Ｗ）３０が設けられている。そして、このミッドウェル
３０に、両原子炉１ａ，１ｂのドライウェル２がコネク
ティングベント管２８によってそれぞれ接続されるとと
もに、このミッドウェル３０とウェットウェル６内のサ
プレッションプール７とが多数本の垂直ベント管３１に
よって連結されている。

【００９４】すなわち、ミッドウェル３０から垂直ベン
ト管３１を多数本、サプレッションプール７内に下垂せ
しめ、このベント管３１群を２プラントで共用すること
を可能にしている。

【００９５】このような構成によると、ウェットウェル
６内のベント管本数が１プラント分に低減され、これに
よりウェットウェル６は、従来のＭａｒｋＩＩ型原子炉
のほぼ１プラント分の原子炉格納容器と同様の設計で、
２プラント分のウェットウェルとして機能することが可
能となる。

【００９６】第７実施形態図７は本発明の第７実施形態として、図５および図６に
示した原子炉格納容器のコネクティングベント管２８に
適用されるラプチャーディスク２９の構成についてのも
のである。

【００９７】本実施形態のラプチャーディスク２９は、
図７に示すように、コネクティングベント管２８の内部
に配置されたラプチャーディスク本体３２と、これに対
する流体の作動方向ａ側の表面（背面側）に設けられた
圧力支持機構３３とによって構成されている。

【００９８】圧力支持機構３３は、例えば網目状等の剛
構造の支持部材により構成されており、この圧力支持機
構３３の網目によって、作動方向ａに沿う流体圧力がラ
プチャーディスク本体３２に直ちに伝達する。これによ
り、作動方向ａに圧力を受けた場合には、ラプチャーデ
ィスク本体３２に圧力のみが作用するため、直ちに開と
なる。

【００９９】一方、逆方向ｂから背圧を受けた場合に
は、ラプチャーディスク本体３２が圧力支持機構３３に
よって支持されるため、誤って開動作を行うことが確実
に回避できるようになる。したがって、健全側のプラン
トのラプチャーディスク２９が、冷却材喪失事故時に誤
動作し、冷却材喪失事故の影響が健全側のプラントに及
ぶことを回避することが可能となる。

【０１００】なお、実際にはコネクティングベント管２
８は各ドライウェル毎に約８本程度をウェットウェルに
接続するが、図５および図６では、説明簡単化のため、
１本のみ表示している。すなわち、実際は、２プラント
から合計約１６本のベント管が接続され、さらにこれら
はサプレッションプール７内に導かれる。

【０１０１】第８実施形態図８は本発明の第８実施形態における原子力発電設備の
構成を示したものである。

【０１０２】本実施形態では、複数、例えば２つの原子
炉１ａ，１ｂと、それらの間に配置された１つの静的安
全系、すなわち静的格納容器冷却系１４、アイソレーシ
ョンコンデンサ１５、および重力落下式非常用炉心冷却
系１３とを備えた構成とされている。重力落下式非常用
炉心冷却系１３は、図６に示したものとほぼ同様のミッ
ドウェル３０内に設けられており、また、静的格納容器
冷却系１４とアイソレーションコンデンサ１５とは、ミ
ッドウェル３０の上側に配置されている。

【０１０３】そして、静的格納容器冷却系１４、アイソ
レーションコンデンサ１５、および重力落下式非常用炉
心冷却系１３からなる１つの静的安全系が、２つの原子
炉１ａ，１ｂつまり２プラント間で共用する構成となっ
ている。他の構成は図６のものとほぼ同様である。

【０１０４】このような構成によると、２プラント間で
ウェットウェル６およびミッドウェル３０を共用すると
ともに、この上部に静的格納容器冷却系１４，アイソレ
ーションコンデンサ１５等を設置することにより、前記
第６実施形態の作用効果に加えて、配置上のインパクト
の大きい静的格納容器冷却系１４、アイソレーションコ
ンデンサ１５のプールを効率良く配置することが可能と
なる。また、重力落下式非常用炉心冷却系１３はミッド
ウェル３０の中に配置するため、各原子炉１ａ，１ｂ側
のドライウェル２への配置影響を完全に排除することが
可能である。

【０１０５】第９実施形態図９は本発明の第９実施形態における原子力発電設備の
構成を示した平面図である。

【０１０６】本実施形態では、ウェットウェル６だけで
なく、従来プラントごとに設置されていたドライヤ・セ
パレータ・ピット４１についても、複数、例えば２つの
原子炉１ａ，１ｂ、つまり２プラント間で共用する構成
とされている。

【０１０７】すなわち、図９に示すように、１つのドラ
イヤ・セパレータ・ピット４１が、２つの原子炉１ａ，
１ｂの間に配置されている。このドライヤ・セパレータ
ピット４１は、１つのウェットウェル６に近接して配置
されている。なお、燃料プール４２は各原子炉１ａ，１
ｂの外側に、１対配置されている。これらの燃料プール
４２の下方には、水圧制御ユニット（ＨＣＵ）、原子炉
冷却材浄化設備（ＣＵＷ）等が設けられている。

【０１０８】このような構成とすることにより、原子炉
建屋４０の寸法を不要に長くすることを回避できる。な
お、原子炉建屋の運転床４３は２プラントで共用するよ
うになっている。これにより、定検時の運用性が大幅に
向上できる。ＡＢＷＲの場合には、原子炉格納容器が非
常に小型化されているため、原子炉建屋の運転床も運用
上必要最低限の面積を確保するにとどめている。しか
し、本実施形態では、このように２プラントで運転床４
３を共用して、実際にはより広い運転床面積を確保する
ことが可能となるため、運用性が大幅に向上する。

【０１０９】第１０実施形態図１０は本発明の第１０実施形態における原子力発電設
備の構成を示したものである。図１０（ａ）は高圧炉心
注水系（ＨＰＣＦ）５１、低圧炉心注水系（ＬＰＦＬ）
５２、残留熱除去系（ＲＨＲ）５３を含むライン（便宜
的にフロントラインと称する）を示している。また、図
１０（ｂ）は原子炉補機冷却系ポンプ（ＲＳＷポンプ）
５５および原子炉補機海水冷却系ポンプ（ＲＣＷポン
プ）５６を具備するを含むライン（便宜的にサポートラ
インと称する）を示している。

【０１１０】本実施形態では、図１０（ａ），（ｂ）に
示すように、非常用炉心冷却系として、高圧炉心注水系
（ＨＰＣＦ）５１、低圧炉心注水系（ＬＰＦＬ）５２、
残留熱除去系（ＲＨＲ）５３および原子炉補機冷却系
（ＲＣＷ）５４を備えた原子力発電設備において、高圧
炉心注水系５１、低圧炉心注水系５２、残留熱除去系５
３、および非常用ディーゼル発電設備（ＤＧ）５７を含
むフロントラインを、４区分構成とする一方、原子炉補
機冷却系５４の配管構成を有するサポートラインを、２
ループ構成としている。

【０１１１】また、図１０（ｂ）に示すように、原子炉
補機冷却系５４の各ループの配管内に２台以上の原子炉
補機冷却系ポンプ（ＲＳＷポンプ）５５および原子炉補
機海水冷却系ポンプ（ＲＣＷポンプ）５６を具備する構
成とし、かつこれらに給電する非常用電源を４区分構成
としている。

【０１１２】すなわち、本実施形態では、このように、
フロントラインを完全４区分化し、サポートラインを２
ループ化し、全ての動的機器を４台以上設置し、系統の
オンラインメンテナンスを可能とした非常用炉心冷却系
を設置している。

【０１１３】このように構成された非常用炉心冷却系を
２プラント間で共用した場合、任意の時間で非常用炉心
冷却系のメンテナンスを実施できるため、２プラントを
同時に停止して非常用炉心冷却系のメンテナンスを実施
する必要性がなくなる。従来の非常用炉心冷却系構成で
は、高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ）が２系統しかなく、ま
た、１系統しかない原子炉隔離時冷却設備（ＲＣＩＣ）
が存在したため、これらの系統のオンラインメンテナン
スは不可能であった。

【０１１４】これに対し、本実施形態では、ＲＣＩＣを
削除し、代りに高圧炉心注水系（ＨＰＣＦ）を４系統に
してあるため、全ての系統のオンラインメンテナンスが
可能となる効果が得られる。

【０１１５】

【発明の効果】以上のように、本発明によれば主蒸気隔
離弁を２弁とも原子炉格納容器の外部に設置することに
よりドライウェルの体積が低減でき、原子炉格納容器の
合理化が行えるとともに、設計基準冷却材喪失事故時に
おける原子炉格納容器のピーク圧力が低減され安全性が
向上する。レイズドサプレッションプールにあっては、
ドライウェル下部体積、サプレッションプール体積など
が低減し、原子炉格納容器全体をより小型にすることが
可能になり、失われかけていた成立性がにわかに高いも
のになる。また、下部ドライウェルの高さが低減され、
原子炉格納容器および原子炉建屋の高さも低減されるた
め、プラントの建設工期が大幅に短縮可能となる。さら
に、ウェットウェルおよびサプレッションプールを２つ
以上の原子炉で共用するので、原子炉格納容器がプラン
トごとに設置するよりも小さくできる。その結果、原子
炉建屋も小型化でき原子力プラントの経済性が大幅に向
上する。それにもかかわらず、原子炉建屋の運転床はプ
ラント間で共用するためプラントごとに設置する場合よ
りも広くなり定検時の運用性が大幅に改善される。さら
に、静的安全系についてもプラント間で共用するので、
配置影響を大幅に緩和することができる。動的機器から
構成される非常用炉心冷却系についても高圧炉心注水系
を含めて４区分化を行いオンラインメンテナンスを可能
とできるため、プラント間で共用しても全プラントを停
止してメンテナンスをする必要がなくなる。動的機器の
安全系だけで設計基準事故の全てに対応可能なため、静
的安全系である下式非常用炉心冷却系を設計基準事故時
に使う必要がないため、ＳＢＷＲで多数必要とされてい
た減圧弁を設置する必要がなくなる。下式非常用炉心冷
却系は動的安全系の純粋にバックアップとして設置され
るため、十分な時間余裕を持って炉心に注入できれば良
いため、本来の静的機器としての極めて高い信頼性を維
持することが可能となる。

【０１１６】以上の複合された効果により、本発明によ
り原子力発電設備の経済性と安全性が同時に向上され、
原子力発電の他の代替発電設備に対する競合力が大幅に
改善される効果が得られる。

【図面の簡単な説明】

【符号の説明】１…原子炉圧力容器（ＲＰＶ）、２…ドライウェル（Ｄ
Ｗ）、３…上部ドライウェル（ＵＤ）、４…下部ドライ
ウェル（ＬＤ）、５…ベント管、６…ウェットウェル
（ＷＷ）、７…圧力抑制プール（Ｓ／Ｐ）、８…原子炉
格納容器（ＰＣＶ）、８ａ…ガードパイプ、９…一次系
配管、１０…非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）、１１…残
留熱除去系（ＲＨＲ）、１２…ＲＨＲ熱交換器（ＲＨＲ
…Ｈｘ）、１３…重力落下式ＥＣＣＳ（ＧＤＣＳ）、１
４…静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）、１５…アイソレ
ーションコンデンサー（ＩＣ）、１６…ＧＤＣＳプール
水、１７…ＰＣＣＳ熱交（ＰＣＣＳ…Ｈｘ）、１８…Ｐ
ＣＣＳプール、１９…ＩＣ熱交（ＩＣ…Ｈｘ）、２０…
主蒸気管（ＭＳ管）、２１…第１ＭＳＩＶ、２２…第２
ＭＳＩＶ、２３…トンネル室、２４…ＥＣＣＳ室、２５
…ＰＣＶ境界、２６…制御棒駆動機構（ＦＭＣＲＤ）、
２７…コアキャッチャー、２８…コネクティングベント
管、２９…ラプチャーディスク、３０…ミッドウェル
（ＭＷ）、３２…ラプチャーディスク本体、３３…圧力
支持機構、４０…原子炉建屋、４１…ＤＳピット、４２
…燃料プール、４３…運転床。

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】原子炉格納容器内に原子炉容器を収納
し、前記原子炉容器に接続された主蒸気管を前記原子炉
格納容器を貫通させて外部に導出する構成とした原子力
発電設備において、前記主蒸気管に設けられる複数の主
蒸気隔離弁を全て前記原子炉格納容器の外部に設置した
ことを特徴とする原子力発電設備。
【請求項２】原子炉格納容器最下部よりも上部に位置
するサプレッションプールを通って、主蒸気管を前記原
子炉格納容器の外部に導く、レイズドサプレッションプ
ール型の原子炉格納容器を有する原子力発電設備におい
て、前記主蒸気管に設けられる複数の主蒸気隔離弁を全
て前記原子炉格納容器の外部に設置しし、前記原子炉格
納容器下部のドローダウン空間を最小化したことを特徴
とする原子力発電設備。
【請求項３】請求項１または２記載の原子力発電設備
において、主蒸気管のうち、原子炉格納容器の貫通部か
らその外部に配置された主蒸気隔離弁までの配管部分
を、二重構造としたことを特徴とする原子力発電設備。
【請求項４】沸騰水型原子力発電設備において、原子
炉圧力容器の下部に接続される制御棒駆動機構を前記原
子炉圧力容器内の上方に引き抜く構成とすることによ
り、前記制御棒駆動機構の下部空間を削除し、前記原子
炉圧力容器を原子炉格納容器の最下部に近接させたこと
を特徴とする原子力発電設備。
【請求項５】沸騰水型原子力発電設備において、同一
設備内に２つ以上の原子炉を備え、１つのウェットウェ
ルおよびサプレッションプールからなる安全系を前記２
つ以上の原子炉で共用する構成としたことを特徴とする
原子力発電設備。
【請求項６】請求項５記載の原子力発電設備におい
て、ウェットウェルの上側に新たな圧力抑制用としての
ミッドウェルを備え、このミッドウェルと前記ウェット
ウェル内のサプレッションプールとをベント管によって
連結したことを特徴とする原子炉格納容器。
【請求項７】請求項５または６記載の原子力発電設備
において、各原子炉内のドライウェルと、共用される１
つのウェットウェルまたはミッドウェルとを、コネクテ
ィンベント管で接続し、このコネクティンベント管に、
逆止弁または背面側に圧力支持機構を有するラプチャー
ディスクを設けたことを特徴とする原子炉格納容器。
【請求項８】軽水型原子力発電設備において、同一設
備内に２つ以上の原子炉を備え、１つの静的安全系を前
記２つ以上の原子炉で共用する構成としたことを特徴と
する原子力発電設備。
【請求項９】軽水型原子力発電設備において、同一設
備内に２つ以上の原子炉を備え、ドライヤ・セパレータ
・ピットを前記２つ以上の原子炉で共用する構成とした
ことを特徴とする原子力発電設備。
【請求項１０】非常用炉心冷却系として、高圧炉心冷
却系、低圧炉心冷却系、残留熱除去系および原子炉補機
冷却系を備えた原子力発電設備において、前記高圧炉心
冷却系、低圧炉心冷却系および残留熱除去系を４区分構
成とする一方、前記原子炉補機冷却系の配管構成を２ル
ープ構成としたことを特徴とする原子力発電設備。
【請求項１１】請求項１０記載の原子力発電設備にお
いて、原子炉補機冷却系の各ループの配管内に２台以上
の原子炉補機冷却系ポンプおよび原子炉補機海水冷却系
を具備する構成とし、かつこれらに給電する非常用電源
を４区分構成としたことを特徴とする原子力発電設備。
【請求項１２】請求項１０または１１記載の非常用炉
心冷却系を、２以上の原子炉で共用する構成としたこと
を特徴とする原子力発電設備。
【請求項１３】請求項１から３までのいずれかに記載
の主蒸気管の構成と、請求項４記載の原子炉圧力容器お
よび原子炉格納容器の構成とを、共に備えたことを特徴
とする原子力発電設備。
【請求項１４】請求項１３記載の構成を有する原子炉
を複数備え、これらの原子炉に対し、請求項５から９ま
でのいずれかに記載の安全系またはドライヤ・セパレー
タ・ピットの構成を組合せたことを特徴とする原子力発
電設備。