JP2000292581A - 原子炉格納容器 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】第１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
を提供することにある。 【解決手段】原子炉圧力容器４を包囲する上部ドライウ
ェル８と下部ドライウェル９とを空間的に分離した沸騰
水型原子炉の鉄筋コンクリート製原子炉格納容器であっ
て、上部ドライウェル専用のサンプおよびサンプポンプ
を上部ドライウェルに設置するとともに、下部ドライウ
ェル専用のサンプおよびサンプポンプを下部ドライウェ
ルに設置したことを特徴とする。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

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

【０００２】

【従来の技術】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２２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２
２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Ｒ
ＰＶペデスタル２は下端をマットコンクリート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とは水平床７により結合されている。

【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、水平床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。上部ドライウェル８に
は、上部ドライウェル８および後述する下部ドライウェ
ルの空調を行う空調機１７が設けられている。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、サンプ１８および図
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。

【０００５】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６、
水平床７、およびＰＲＶ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。空調機１７および
サンプ１８は、上部ドライウェル８、下部ドライウェル
９兼用の設備である。

【０００６】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、
上部ドライウェル８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、下部ドライ
ウェルへの空調機からの空調ダクトなどを連通してい
る。これらの配管、電気ケーブル、空調機への配管など
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と連絡されている。

【０００７】ＲＰＶペデスタル２の下半側には、上部ド
ライウェル８に開口するベント管垂直部１３が設けられ
ている。このベント管垂直部１３は下端側で複数のベン
ト管水平部１４に接続し、このベント管水平部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
ルギーを安全に吸収できるだけの水が保たれている。

【０００８】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とが設けられる。これらの
機器搬出入用通路１５と人員用通路１６とには、原子炉
圧力容器４下部から下部ドライウェル９を介して図示し
ない制御棒駆動機構のスクラム配管が設置されている。

【０００９】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の蒸気圧が上昇する。

【００１０】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および下部ドライウェル９の蒸気圧が上昇す
る。いずれの場合も、ドライウェル８，９内が一定以上
の蒸気圧になると上部ドライウェル８に連通したベント
管垂直部１３とベント管水平部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および下部ドライウェ
ル９の気圧を低減させる。

【００１１】こうした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の自由空間体積とを、解析の一条件と
して圧力解析を行う。

【００１２】従来の１３５０ＭＷｅ級ＡＢＷＲ型原子炉
格納容器１の場合、設計圧力３．１６ｋｇ／ｃｍ^２ｇ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。

【００１３】従来の原子炉格納容器１に対し、電気出力
増加の要求があった場合、炉心燃料の増加、上部ドライ
ウェル８、下部ドライウェル９、ウェットウェル１０の
自由空間体積の増大、サプレッションプール１１に確保
する水量の増加に伴い、原子炉格納容器１の内径寸法お
よび高さ寸法が増大する。

【００１４】このような事情に対し、本出願人において
は、電気出力の増大化に対応して安全に、かつ比較的容
易な手段でコンパクト化し、経済性を向上させた原子炉
格納容器を提案している（例えば特願平１０−８７４１
１号等）。

【００１５】この提案は、原子炉格納容器を包囲する上
部ドライウェルと下部ドライウェルとを、空間的に分離
した構成のものである。

【００１６】この提案の対象である原子炉格納容器は、
ＲＰＶペデスタルと、外周コンクリート壁、ＲＰＶペデ
スタル、外周コンクリート壁とＲＰＶペデスタルとを連
結する水平床および原子炉圧力容器により包囲された上
部ドライウェルを有する。そして、原子炉圧力容器の下
方に位置し、マットコンクリート、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
ルとを有する。また、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、水平床、
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
ェルとを備える。

【００１７】この提案は、こうした原子炉格納容器にお
いて、原子炉圧力容器の支持位置で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、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、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、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
とを備えたものである。

【００１８】しかしながら、このような原子炉格納容器
では、上部ドライウェル、下部ドライウェルが常時、気
密に隔離されるため、上部ドライウェル、下部ドライウ
ェル兼用の空調機を設置することが不可能となる。

【００１９】さらに、下部ドライウェルに専用のベント
管を設けるため、事故時に下部ドライウェル内に滞留し
た水をサプレッションプール側へ移行させる連通管は不
要となる。

【００２０】一方、図２３に、従来の原子炉格納容器の
非常時における水素発生対策の手段を概略的に示してい
る。

【００２１】即ち、原子炉圧力容器４に接続する主蒸気
管１０９等の原子炉一次冷却系配管が万一破断した場
合、原子炉格納容器１内の上部ドライウェル８に高温・
高圧の原子炉一次冷却材が放出され、上部ドライウェル
８内の圧力・温度が急激に上昇する。上部ドライウェル
８に放出された高温・高圧の冷却材は、上部ドライウェ
ル８内の気体と混合して、ベント管１２を通してサプレ
ッションプール水１５中に放出されて冷却される。こう
して原子炉圧力容器４から放出される熱エネルギの多く
は、このサプレッションプール１５において吸収され
る。

【００２２】原子炉圧力容器４内には非常用炉心冷却系
（ＥＣＣＳ）によりサプレッションプール１５の水が注
入されて炉心が冷却されるが、この冷却水は長期的には
炉心４ａから崩壊熱を吸収し、破断した配管の破断口か
らドライウェルへ流出される。このため、このとき上部
ドライウェル８内の圧力・温度は常にウェットウェル１
０よりも高い状態となる。このような長期的事象下で軽
水炉型原子力発電所の原子炉内では冷却材である水が放
射線分解され、水素ガスと酸素ガスが発生する。さら
に、燃料被覆管の温度が上昇する場合には水蒸気と燃料
被覆管材料のジルコニウムと間で水−金属反応（Ｍｅｔ
ａｌ−Ｗａｔｅｒ反応）が起こり、短時間で水素ガスが
発生する。こうして発生する水素ガスが破断した配管の
破断口等から原子炉格納容器１内に放出され、原子炉格
納容器１内の水素ガス濃度は次第に上昇する。また、水
素ガスは非凝縮性であるから、原子炉格納容器１内の圧
力も上昇する。

【００２３】この状態に対し、何等有効な対策を行うこ
とができずに水素ガス濃度が４ｖｏｌ％かつ酸素濃度が
５ｖｏｌ％以上に上昇したとき、すなわち可燃性ガス濃
度が可燃限界を越えたときには、気体は可燃状態とな
る。さらに水素ガス濃度が上昇すると過剰な反応が起き
る可能性がある。

【００２４】こうした事態への有効な対策として、従来
の沸騰水型原子力発電設備の場合には、圧力抑制式の原
子炉格納容器内を窒素ガスで置換し酸素濃度を低く維持
することにより、水−金属反応により短時間で大量に発
生する水素ガスに対しても原子炉格納容器内が可燃性雰
囲気となることを厳に防止し、固有の安全性を達成して
いる。

【００２５】また、水素ガスを除去するため、原子炉格
納容器外に再結合器１１０およびブロア１１１を有する
可燃性ガス濃度制御装置を設置し、これにより上部ドラ
イウェル８内の気体を原子炉格納容器外に吸引し、昇温
させて水素ガスと酸素ガスを再結合させて水に戻し、残
りの気体を冷却してからウェットウェルへ戻すことで、
可燃性ガス濃度の上昇を抑制するようにしている。

【００２６】また、上述の装置とは異なり外部電源を必
要とせず、静的に可燃性ガス濃度を制御する方法とし
て、水素の酸化触媒を用いて再結合反応を促進させる触
媒式再結合装置を原子炉格納容器内に複数配置する方法
が開発されている。こうした可燃性ガス除去装置の構成
は、例えば特開平５−１８８１９６号公報等に記述され
ている。

【００２７】水−金属反応によって大量の水素が発生す
る事象下において、上述の水素と酸素の再結合による従
来の水素処理方法では、原子炉格納容器内を窒素ガスで
置換して酸素濃度を低く維持している場合に、限られた
量の水素しか除去できず、大量の水素が残存することに
より原子炉格納容器の内圧上昇の一因となる。そこで、
酸素濃度が低く再結合を行うのが難しい場合にも水素を
除去する方法として、水素吸蔵合金の利用が提案されて
いる。しかし、水素吸蔵合金が吸蔵する水素の重量は高
々その合金重量の数％に過ぎない。

【００２８】例えばＴｉＦｅ合金の吸蔵水素量は合金重
量の約１．８％である。よって、大量の水素発生に対処
するには膨大な量の水素吸蔵合金が必要とされる。

【００２９】

【発明が解決しようとする課題】本発明は上述した事情
を考慮してなされたもので、第１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ことにある。

【００３０】また、本発明の第２の目的は、原子炉格納
容器内の上部ドライウェル、下部ドライウェルおよびウ
ェットウェルのうち少なくとも一つの空間部を空気で満
たすことにより、金属−水反応で発生する大量の水素を
空気中の酸素を利用して再結合装置を用いて除去し、過
剰水素による格納容器の過圧を防止することにある。

【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、原子炉圧力容器を包囲する
上部ドライウェルと下部ドライウェルとを空間的に分離
した沸騰水型原子炉の鉄筋コンクリート製原子炉格納容
器であって、前記上部ドライウェル専用のサンプおよび
サンプポンプを前記上部ドライウェルに設置するととも
に、前記下部ドライウェル専用のサンプおよびサンプポ
ンプを前記下部ドライウェルに設置したことを特徴とす
る。

【００３１】請求項２の発明は、原子炉圧力容器を包囲
する上部ドライウェルと下部ドライウェルとを空間的に
分離した沸騰水型原子炉の鉄筋コンクリート製原子炉格
納容器であって、前記上部ドライウェル専用のサンプお
よびサンプポンプをＲＰＶペデスタル上方部に設置した
ことを特徴とする。

【００３２】請求項３の発明は、原子炉圧力容器を包囲
する上部ドライウェルと下部ドライウェルとを空間的に
分離した沸騰水型原子炉の鉄筋コンクリート製原子炉格
納容器であって、前記下部ドライウェル専用のサンプお
よびサンプポンプを前記下部ドライウェル床面に設置し
たことを特徴とする。

【００３３】請求項４の発明は、原子炉圧力容器を包囲
する上部ドライウェルと下部ドライウェルとを空間的に
分離した沸騰水型原子炉の鉄筋コンクリート製原子炉格
納容器であって、上部ドライウェル専用の空調機を前記
上部ドライウェルに設置するとともに、前記下部ドライ
ウェル専用の空調機を前記下部ドライウェルに設置した
ことを特徴とする。

【００３４】請求項５の発明は、原子炉圧力容器を包囲
する上部ドライウェルと下部ドライウェルとを空間的に
分離した沸騰水型原子炉の鉄筋コンクリート製原子炉格
納容器であって、コイル部の側面に空調機ファン部を設
けた下部ドライウェル専用の空調機を、前記下部ドライ
ウェルの床面と、前記原子炉圧力容器の下方に設置され
る作業用のプラットフォームとの間に設置したことを特
徴とする。

【００３５】請求項６の発明は、原子炉圧力容器を包囲
する上部ドライウェルと下部ドライウェルとを空間的に
分離した沸騰水型原子炉の鉄筋コンクリート製原子炉格
納容器であって、前記下部ドライウェル専用の空調機を
前記下部ドライウェルへのアクセストンネル内に設置し
たことを特徴とする。

【００３６】請求項７の発明は、原子炉圧力容器を包囲
する上部ドライウェルと下部ドライウェルとを空間的に
分離した沸騰水型原子炉の鉄筋コンクリート製原子炉格
納容器であって、前記下部ドライウェル専用のベント管
が事故時に下部ドライウェル内に滞留した水をサプレッ
ションプール側へ移行させる連通管としたことを特徴と
する。

【００３７】請求項８の発明は、原子炉圧力容器を包囲
する上部ドライウェルおよび下部ドライウェルと、前記
上部ドライウェル内の雰囲気および前記下部ドライウェ
ル内の雰囲気をベントするウェットウェルとを具備した
原子炉格納容器において、前記上部ドライウェル、前記
下部ドライウェルおよび前記ウェットウェルの少なくと
も一つに空気を封入し、かつ前記ウェットウェルの内部
に水素の再結合装置を設けたことを特徴とする。

【００３８】この構成により、事故時に可燃性ガスを含
む非凝縮性ガスはベント管を通ってウェットウェルに移
行し、ウェットウェル空間に設置された触媒式再結合器
によって、処理される。このとき、水−金属反応で発生
する水素を、予め封入されていた空気中の酸素を利用し
て除去することができるため、過剰水素による原子炉格
納容器の過圧を緩和することができる。

【００３９】請求項９の発明は、原子炉圧力容器を包囲
する上部ドライウェルおよび下部ドライウェルと、前記
上部ドライウェル内の雰囲気および前記下部ドライウェ
ル内の雰囲気をベントするウェットウェルとを具備した
原子炉格納容器において、前記上部ドライウェル、前記
下部ドライウェルおよび前記ウェットウェルの少なくと
も一つに空気を封入し、かつ前記ウェットウェル内の雰
囲気を外部に導く配管と、この配管に設けられた水素の
再結合装置と、前記ウェットウェル内の雰囲気を前記再
結合装置に供給するブロアと、前記再結合装置から排出
されたガスを前記上部ドライウェルに戻す配管とを設け
たことを特徴とする。

【００４０】これによっても同様の効果が得られる。

【００４１】請求項１０の発明は、ウェットウェルから
ドライウェルへ雰囲気ガスを戻すための真空破壊弁を有
し、この真空破壊弁を上部ドライウェル側へ開放させた
ことを特徴とする。

【００４２】この構成により、下部ドライウェルにウェ
ットウェル内の比較的酸素濃度の高いガスが流入するこ
とを防止し、下部ドライウェル内可燃性ガス濃度の上昇
を抑制することができる。

【００４３】

【発明の実施の形態】以下、本発明に係る原子炉格納容
器の実施形態について図面を参照して説明する。

【００４４】第１実施形態（図１〜図５） 図１は、本発明の第１実施形態による原子炉格納容器の
全体構成を示す概略断面図である。

【００４５】図１に示すように、原子炉格納容器１はそ
の内部中央にほぼ中空の円筒状のＲＰＶペデスタル２を
有し、このＲＰＶペデスタル２に支持スカート部３を介
して原子炉圧力容器４が支持されている。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６により支持されている。外周コンクリート壁５とＲ
ＰＶペデスタル２とは、そのＲＰＶペデスタル２の上下
方向ほぼ中央位置で水平床７により統合されている。

【００４６】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、水平床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
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、図示しないが下部ドライウェル９
専用の空調機と、原子炉冷却材再循環ポンプと、制御棒
駆動機構とが内包されている。さらに、この下部ドライ
ウェル９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。

【００４７】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６、水平床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。

【００４８】原子炉圧力容器４の支持位置には、上部ド
ライウェル８と下部ドライウェル９とを気密に隔離する
隔離手段としてシール材１９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８と下部
ドライウェル９とウェットウェル１０とは気密に隔離し
ている。

【００４９】ＲＰＶペデスタル２内には、上部ドライウ
ェル８専用のベント管として、上端部で上部ドライウェ
ル８側に開口するベント管垂直部２０が設けられてい
る。このベント管垂直部２０は下端側で複数のベント管
水平部２１に接続し、このベント管水平部２１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。

【００５０】また、ＲＰＶペデスタル２内には、下部ド
ライウェル９専用のベント管として、上端部で下部ドラ
イウェル９側に開口するベント管垂直部２２が設けられ
ている。このベント管垂直部２２は下端側で複数のベン
ト管水平部２３に接続し、このベント管水平部２３はサ
プレッションプール１１の水中に開口している。

【００５１】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９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、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
の電気ケーブルなどを設置する機器通路２４とが設けら
れている。これらの機器搬出入用通路１５と人員用通路
１６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。

【００５２】また、上部ドライウェル８には、上部ドラ
イウェル専用のサンプ２５が内包されて、下部ドライウ
ェル９には、下部ドライウェル専用のサンプ２６が内包
されている。

【００５３】このような構成によれば、上部ドライウェ
ル専用のサンプ２５と下部ドライウェル専用のサンプ２
６とを設けることにより、上部ドライウェル８と下部ド
ライウェル９とウェットウェル１０との気密を保つこと
ができ、前記の電気出力の増大化に対応し、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
原子炉格納容器を実現できる。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。

【００５４】図２は、図１のＡ部を拡大して示す図であ
り、図３は図２のＢ−Ｂ線断面図である。

【００５５】これらの図２および図３に示すように、Ｒ
ＰＶペデスタル２の上方部に上部ドライウェル専用サン
プ２５が設けられている。この上部ドライウェル専用サ
ンプ２５は、ＲＰＶペデスタル２と水平床７の間の円弧
状の空間に設けられている。

【００５６】このような構成によれば、上部ドライウェ
ル８の体積を広げることなく、上部ドライウェル専用サ
ンプ２５を設けることができる。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。

【００５７】図４は、図１におけるＣ部の拡大図であ
り、図５は、さらに図４におけるＤ部の拡大図である。

【００５８】図４に示すように、下部ドライウェル９に
下部ドライウェル専用サンプ２６が設けられている。下
部ドライウェル専用サンプ２６は、図５に示すように、
マットコンクリート部６の上面を凹形に掘り込んだサン
プピット２９と、このサンプピット２９内に設置された
サンプタンク３０とにより構成されている。なお、３０
ａはサンプタンク３０の支持脚である。

【００５９】本実施形態によれば、下部ドライウェル９
の体積を広げることなく、下部ドライウェル専用サンプ
２６を設けることができる。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。

【００６０】第２実施形態（図６） 図６は、本発明の第２実施形態による原子炉格納容器の
概略断面図である。

【００６１】本実施形態では、第１実施形態で示した上
部ドライウェル専用サンプ２５および下部ドライウェル
専用サンプ２６が設けられず、これに代って図６に示す
ように、上部ドライウェル８に上部ドライウェル専用空
調機２７が設けられ、下部ドライウェル９に下部ドライ
ウェル専用空調機２８が設けられている。その他の構成
については前記第１実施形態と異ならないので、図６に
図１と同一の符号を付して説明を省略する。

【００６２】本実施形態によれば、上部ドライウェル専
用空調機２７と下部ドライウェル専用空調機２８とを設
けることにより、上部ドライウェル８と下部ドライウェ
ル９とウェットウェル１０との気密を保つことができ、
前記の電気出力の増大化に対応し、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
納容器を実現できる。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。

【００６３】また、下部ドライウェル９に大気を送り込
むことが可能となるので、プラント運転時に下部ドライ
ウェル９に立ち入ることができ、下部ドライウェル９の
機器の点検作業を行うことができる。よって、プラント
をより安全・確実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。

【００６４】第３実施形態（図７〜図９） 図７は本発明の第３実施形態に係る原子炉格納容器の要
部を示す概略断面図であり、図８は本実施形態における
空調機を拡大して示す図である。図９は、図８との比較
のために示した従来のＡＢＷＲに設けられている空調機
の概略構成図である。

【００６５】本実施形態による原子炉格納容器１では、
図７に示すように、下部ドライウェル９内に作業用のプ
ラットフォーム３１が設けられている。このプラットフ
ォーム３１は、ペデスタル内面に設けられた環状の支持
構造物３１ａと、この支持構造物３１ａにレール３１ｂ
を介して支持されたターンテーブル３１ｃから垂下した
鋼材３１ｄと、これにより下部ドライウェル９内で水平
回動できるように支持されたプラットフォーム本体３１
ｅと、図示しない付属機器とを備えた構成とされてい
る。

【００６６】このプラットフォーム３１とマットコンク
リート６との間に、下部ドライウェル専用空調機２８が
設けられている。すなわちプラットフォーム３１の下方
のように高さに制限を受ける空間では、図９に示すよう
に、空調機コイル３２の上方に空調機ファン３３を設け
た従来の空調機が設置できないため、図８に示すよう
に、空調機コイル３２の側方に空調機ファン３３を設け
た空調機を設置するものである。

【００６７】本実施形態によれば、下部ドライウェル９
の体積を広げる必要なく、かつ下部ドライウェルの高さ
を抑えた状態で、下部ドライウェル専用空調機２８を設
けることができる。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、かつ下部ドライウェル９
に大気を送り込むことで、プラント運転時に下部ドライ
ウェル９に立ち入ることができ、下部ドライウェル９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・確実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。

【００６８】第４実施形態（図１０） 図１０は、本発明の第４実施形態による原子炉格納容器
を示す概略断面図である。

【００６９】本実施形態による原子炉格納容器１では、
図１０に示すように、下部ドライウェル９内ではなく、
下部ドライウェル９に通じる人員用通路１６に、下部ド
ライウェル専用空調機２８が設けられている。

【００７０】本実施形態によれば、下部ドライウェル９
内に下部ドライウェル専用空調機２８を設けないため、
下部ドライウェル９の高さをさらに抑えることができ、
かつ下部ドライウェル９に大気を送り込むことで、プラ
ント運転時に下部ドライウェル９に立ち入ることがで
き、下部ドライウェル９の機器の点検作業を行うことが
できる。したがって、プラントをより安全・確実に運用
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。

【００７１】第５実施形態（図１１） 図１１は、本発明の第５実施形態を示す拡大断面図であ
る。なお、全体構成については図１に示したものと同様
である。

【００７２】本実施形態による原子炉格納容器１では、
図１１に示すように、下部ドライウェル９とサプレッシ
ョンプール１１とが下部ドライウェル専用ベント管垂直
部２２と、その下端の下部ドライウェル専用ベント管水
平部２３を介して連通する構成とし、これにより仮想さ
れる事故時に、下部ドライウェル９内に滞留する水１１
Ａを、落差Ｈによりサプレッションプール１１側へ移行
させる連通管をも兼ねる機能を付与した構成となってい
る。

【００７３】本実施形態によれば、下部ドライウェル専
用ベント管垂直部２２および下部ドライウェル専用ベン
ト管水平部２３が事故時に、下部ドライウェル内に滞留
した水をサプレッションプール側へ移行させる連通管も
兼ねることにより、従来のＡＢＷＲで必要であった事故
時に下部ドライウェル内に滞留した水をサプレッション
プール側へ移行させる連通管を設けることがなくなるの
で、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。

【００７４】第６実施形態（図１２〜図１７） 図１２は、本発明の第６実施形態による原子炉格納容器
を示す概略図である。

【００７５】本実施形態の原子炉格納容器１において
は、上部ドライウェル８、下部ドライウェル９およびウ
ェットウェル１０の少なくとも一つの空間部に空気を封
入しておく。ウェットウェル４の内部には、触媒式再結
合装置４１が設置されている。なお、この触媒式再結合
装置４１は、ウェットウェル１０内とともに上部ドライ
ウェル２内および下部ドライウェル３内にを設置しても
よい。

【００７６】このような構成によれば、想定される事故
時に上部ドライウェル８で水−金属反応によって発生す
る水素は、大量の蒸気および非凝縮性ガスと共にサプレ
ッションプール１１にベント管１２を介してベントさ
れ、ウェットウェル１０の空間部に移行する。この水素
は、ウェットウェル１０内に設置された触媒式再結合装
置４１の作用により、予め封入されていた空気に含まれ
る酸素と再結合して除去される。

【００７７】ウェットウェル１０内部には、触媒式再結
合装置４１を除いて発火源となる熱源が存在せず、水素
燃焼の可能性が少ない。また、触媒表面で水素燃焼が生
じた場合でも、影響を受ける機器が存在しないという利
点がある。さらに、原子炉事故時には炉心から核分裂生
成物が放出され、上部ドライウェル８の空間あるいは下
部ドライウェル９の空間に存在するが、サプレッション
プール１１のスクラビング効果により、ウェットウェル
１０の空間は核分裂生成物濃度が低く抑えられている。
そのため、触媒式再結合装置４１の機能を阻害する触媒
毒物質の濃度も低くなり、触媒式再結合装置４１の機能
低下を緩和することができる。

【００７８】一例として、７０００ｍ^３のウェットウェ
ル空間体積に空気を封入した場合、その体積の２０％が
酸素であり、除去可能な水素は約２３０ｋｇとなる。大
量の水素を除去することにより、過剰水素による原子炉
格納容器の過圧を緩和することができる。

【００７９】図１３は、水−金属反応により大量の水素
が発生するような事象における原子炉格納容器内圧力に
ついて、ドライウェル８，９およびウェットウェル１０
の両方に空気を封入した場合と、ドライウェル８，９お
よびウェットウェル１０の両方を不活性ガスで置換した
場合との各ウェル内圧力を比較したものである。

【００８０】なお、解析対象としたプラントはＰＣＣＳ
（静的格納容器冷却系）が設置された出力１３５万ＫＷ
ｅのＡＢＷＲプラントである。原子炉格納容器内の初期
酸素濃度をドライウェル・ウェットウェル共に２０％と
し、触媒式再結合装置を上部ドライウェル８、下部ドラ
イウェル９、ウェットウェル１０に分散配置した。ＬＯ
ＣＡ（冷却材喪失事象）発生後、ＥＣＣＳが作動せず、
ＰＣＣＳによる除熱だけで原子炉格納容器１の健全性が
維持されている状況を再現した。

【００８１】このような事故シナリオにおいて、従来の
不活性ガス置換のプラントでは、水蒸気分圧はＰＣＣＳ
の作用により低下するものの、水−金属反応によって発
生した大量の水素が除去されずに残存するために、格納
容器内圧力は高いまま維持される結果となり、格納容器
の健全性が損われる可能性がある。こうした場合に不活
性ガスに替えて空気を封入した場合について解析する。

【００８２】なお、従来は不活性ガスとして代表的に窒
素を使っている。

【００８３】図１３に細線および細破線で示すように、
ドライウェル８，９およびウェットウェル１０を不活性
ガスで置換したケースでは原子炉格納容器内圧力が約
０．４ＭＰａまで上昇するのに対し、同図に太線および
太破線で示すように、ドライウェル８，９とウェットウ
ェル１０との両方に空気を封入したケースでは原子炉格
納容器１内の圧力の上昇が約０．３ＭＰａ以下に抑えら
れており、不活性ガスよりも空気の方が内圧を低く抑え
られることが確認された。

【００８４】また、図１４および図１５は、水−金属反
応により大量の水素が発生するような事象において、ド
ライウェル８，９およびウェットウェル１０内に空気を
封入した場合の原子炉格納容器内水素および酸素体積濃
度変化の解析結果を示している。この空気封入したケー
スでは、事故直後にドライウェル８，９内で発生した水
素が空気中の酸素と共にウェットウェル１０に移行する
ので、図１４に示すように、水素は酸素とともに発生直
後に急激に減少する。一方、ウェットウェル１０内に移
行した水素は大量に含まれる酸素により触媒式再結合装
置４１によって除去されるため、図１５に示すように、
短時間のうちに、ほぼ零の値まで減少する。

【００８５】これに対し、図１６および図１７は、水−
金属反応により大量の水素が発生するような事象におい
て、ドライウェル８，９およびウェットウェル１０内を
不活性ガスで置換した場合の原子炉格納容器内の水素お
よび酸素の体積濃度変化を解析した結果を示している。
このように不活性ガスで置換したケースでは、図１６に
示すように、ドライウェル８，９内では水素が急速に減
少するが、図１７に示すように、ウェットウェル１０内
では触媒式再結合装置４１が設置されているにも拘ら
ず、酸素量が少ないため十分な再結合が行われず、ウェ
ットウェル１０内に大量の水素が蓄積される結果となっ
た。

【００８６】なお、本実施形態において、ウェットウェ
ル１０からドライウェルへのガス戻り用の真空破壊弁の
位置を、下部ドライウェル９側から上部ドライウェル８
側へ変更することにより、下部ドライウェル９へのウェ
ットウェル空間ガスの流入を防止し、下部ドライウェル
９に可燃性ガスが蓄積するのを防ぐことができる。

【００８７】第７実施形態（図１８） 図１８は、本発明の第２の実施形態による原子炉格納容
器を示す概略図である。

【００８８】本実施の形態においては、上部ドライウェ
ル８および下部ドライウェル９を不活性ガスで置換する
一方、ウェットウェル１０の内部には空気を封入してお
く。そして、ウェットウェル１０と上部ドライウェル８
とを空気流通用の配管４２で接続し、バルブ４３、ブロ
ア４４および触媒式再結合装置４５を設けてある。事故
時には、ブロア４４によって雰囲気ガスを触媒式再結合
装置４５に取り込み、水素と酸素とを結合させて処理し
た後、排出ガスを上部ドライウェル８に戻すようにあ
る。

【００８９】このような構成によれば、水−金属反応に
よって発生した水素は、大量の蒸気および非凝縮性ガス
と共にサプレッションプール１１にベント管１２を介し
てベントされた後、ウェットウェル１０の空間部に移行
する。この水素は予め封入されていた空気中に存在する
酸素とともにブロア４４の作用によって触媒式再結合装
置４５に導かれて除去され、前記第６実施形態と同様の
効果が奏される。

【００９０】さらに、ウェットウェル１０からドライウ
ェルへのガス戻り用の真空破壊弁の位置を、下部ドライ
ウェル９側から上部ドライウェル８側へ変更することに
より、下部ドライウェル９へのウェットウェル空間ガス
の流入を防止し、下部ドライウェル９に可燃性ガスが蓄
積するのを防ぐことができる。

【００９１】第８実施形態（図１９〜図２０） 図１９は、本発明の第８実施形態による原子炉格納容器
を示す概略図である。

【００９２】本実施形態においては、上部ドライウェル
８と下部ドライウェル９とが完全に独立した空間とされ
ている。そして、上部ドライウェル８からサプレッショ
ンプール１１へのベントライン４６と、下部ドライウェ
ル９からサプレッションプール１１へのベントライン４
７とがそれぞれ設けられている。

【００９３】このものにおいて、上部ドライウェル８、
下部ドライウェル９およびウェットウェル１０の少なく
とも一つに空気を封入されるとともに、ウェットウェル
１０の内部には触媒式再結合装置４８が設置されてい
る。

【００９４】なお、触媒式再結合装置４８はウェットウ
ェル１０、上部ドライウェル８および下部ドライウェル
９に複数個配置してもよい。

【００９５】また、触媒式再結合装置４８の代わりに、
ウェットウェル１０から図示しないブロアで雰囲気ガス
を外部の加熱式再結合器に導くようにし、処理されたガ
スをドライウェルに戻す構成としてもよい。

【００９６】本実施形態によれば、上部ドライウェル８
と下部ドライウェル９とを独立した空間とすることによ
り、各空間部の体積が減少し、事故後比較的早い時間で
各空間からウェットウェル１０へのベントが行われる。
そのため、水−金属反応による水素の発生量が比較的少
ないうちに上部ドライウェル２あるいは下部ドライウェ
ル９に存在する水素を、ウェットウェル１０に排出し、
ウェットウェル１０内に存在する空気中の酸素を用い
て、触媒式再結合装置４８による処理を効果的に行うこ
とができる。

【００９７】図２０は本実施の形態におけるガスの流れ
を示す説明図である。この図２０の構成では、上部ドラ
イウェル８の圧力が上昇すると、ウェットウェル１０へ
ガスが排出される。同様に、下部ドライウェル９の圧力
が上昇すると、ウェットウェル１０へガスが排出され
る。逆に、上部ドライウェル８の圧力が低下すると、真
空破壊弁４９が開いてウェットウェル１０から上部ドラ
イウェル８へガスが戻る。下部ドライウェル９の圧力が
低下すると、真空破壊弁５０が開いて上部ドライウェル
８からガスが戻る。これにより、ウェットウェル１０内
部の比較的酸素濃度が高いガスが下部ドライウェル９に
流入することが防止され、下部ドライウェル雰囲気が可
燃限界を越えることが防止される。なお、図示しないが
上部ドライウェル内部でかつウェットウェルガスが上部
ドライウェル８に戻る真空破壊弁の近傍に触媒式再結合
装置を設置すると、上部ドライウェル８に流入する酸素
を効果的に処理することができ、上部ドライウェル雰囲
気の可燃限界到達防止に有効である。

【００９８】第９実施形態（図２１） 本実施形態は、第８実施形態の変形例についてのもので
あり、図２１はガス流を示す説明図である。

【００９９】この図２１に示すように、本実施形態で
は、上部ドライウェル８の圧力上昇時にはウェットウェ
ル１０へのベントが行われ、逆に上部ドライウェル８の
圧力低下時には、ウェットウェル１０から真空破壊弁４
９を介して上部ドライウェル８にガスが戻るようになっ
ている。同様に、下部ドライウェル９の圧力上昇時には
ウェットウェル１０へのベントが行われ、逆に下部ドラ
イウェル９の圧力低下時には、ウェットウェル１０から
真空破壊弁５１を介して下部ドライウェル９にガスが戻
るようになっている。

【０１００】このような構成によると、サプレッション
プールで放射性物質を除去した後のウェットウェル空間
内ガスが上部ドライウェル８あるいは下部ドライウェル
９に戻ることになり、格納容器内空間部の放射性物質除
去に効果的である。

【０１０１】なお、ウェットウェル１０のサプレッショ
ンプール内のガスが、上部あるいは下部ドライウェルに
戻る際に、このガス中の粒子状物質（エアロゾル）がプ
ール内に保持されるため、原子炉格納容器空間部の放射
性物質の除去に寄与することができる。

【０１０２】また、真空破壊弁の近傍に触媒式再結合装
置を設置すると、特に上部あるいは下部ドライウェル中
に封入された空気中の酸素を移行することなくその場
（上部あるいは下部ドライウェル内）で再結合により処
理することにより、総じて可燃性ガスの処理をより効率
的に行うことができる。

【０１０３】なお、上部ドライウェル内部でかつウェッ
トウェルガスが上部ドライウェル８に戻る真空破壊弁の
近傍および、下部ドライウェル内部でかつウェットウェ
ルガスが下部ドライウェル９に戻る真空破壊弁の近傍に
触媒式再結合装置を設置すると、上部ドライウェル８お
よび下部ドライウェル９に流入する可燃性ガスを効率的
に処理することができる。

【０１０４】

【発明の効果】以上で詳述したように、請求項１〜７の
発明に係る原子炉格納容器によれば、電気出力の増大化
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実現でき、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。

【０１０５】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。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・確実に運用することがで
き、プラントの信頼性をより高めることができる。

【０１０６】また、請求項８〜１１の発明によれば、水
−金属反応によって原子炉格納容器内に大量の水素が発
生するような状況においても、水素を確実に除去し、水
素発生による原子炉格納容器の内圧上昇を抑制すること
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実施形態を
示す概略断面図。

【図２】図１のＡ部拡大図。

【図３】図２のＢ−Ｂ線断面図。

【図４】図１のＣ部拡大図。

【図５】図４のＤ部拡大図。

【図６】本発明に係る原子炉格納容器の第２実施形態を
示す概略断面図。

【図７】本発明に係る原子炉格納容器の第３実施形態を
示す概略断面図。

【図８】図７における空調機部を拡大して示す図。

【図９】図８に対応する従来の空調機部を示す図。

【図１０】本発明に係る原子炉格納容器の第４実施形態
を示す概略断面図。

【図１１】本発明に係る原子炉格納容器の第５実施形態
を示す概略断面図。

【図１２】本発明に係る原子炉格納容器の第６実施形態
を示す概略断面図。

【図１３】前記第６実施形態の作用を示す圧力変化図。

【図１４】前記第６実施形態の作用説明図で、ドライウ
ェル内の可燃性ガス濃度変化図。

【図１５】前記第６実施形態の作用説明図で、ウェット
ウェル内の可燃性ガス濃度変化図。

【図１６】図１４に対応する窒素置換による比較例を示
す図で、ドライウェル内の可燃性ガス濃度変化図。

【図１７】図１５に対応する窒素置換による比較例を示
す図で、ウェットウェル内の可燃性ガス濃度変化図。

【図１８】本発明に係る原子炉格納容器の第７実施形態
を示す概略構成図。

【図１９】本発明に係る原子炉格納容器の第８実施形態
を示す原子炉格納容器の概略構成図。

【図２０】図１９に対応するガス流れを示す概略説明
図。

【図２１】本発明に係る原子炉格納容器の第９実施形態
を示すガスの流れの概略説明図。

【図２２】従来のＡＢＷＲの原子炉格納容器を示す概略
断面図。

【図２３】他の従来例を示す概略系統断面図。

【符号の説明】

１…原子炉格納容器、２…ＲＰＶ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、７…水平床、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…ベント管垂直部、１４…ベント管水平部、１５…
機器搬出入用通路、１６…人員用通路、１７…サンプ、
１８…空調機、１９…シール材、２０…ベント管垂直部
（上部ドライウェル専用）、２１…ベント管水平部（上
部ドライウェル専用）、２２…ベント管垂直部（下部ド
ライウェル専用）、２３…ベント管水平部（下部ドライ
ウェル専用）、２４…機器通路、２５…サンプ（上部ド
ライウェル専用）、２６…サンプ（下部ドライウェル専
用）、２７…空調機（上部ドライウェル専用）、２８…
空調機（下部ドライウェル専用）、２９…サンプピッ
ト、３０…サンプタンク、３１…プラットフォーム、３
１ａ…支持構造物、３１ｂ…レール、３１ｃ…ターンテ
ーブル、３１ｄ…鋼材、３１ｅ…プラットフォーム本
体、３２…空調機コイル、３３…空調機ファン、４１…
触媒式再結合装置、４２…配管、４３…バルブ、４４…
ブロア、４５…再結合装置、４６…ベントライン、４７
…ベントライン、４８…触媒式再結合装置、４９，５
０，５１…真空破壊弁。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 田原 美香 神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地 株 式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者 新井 健司 神奈川県川崎市幸区小向東芝町１番地 株 式会社東芝研究開発センター内 Ｆターム(参考） 2G002 AA03 BA01 CA01 DA01 EA10 EA14

Claims (10)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 原子炉圧力容器を包囲する上部ドライウ
   ェルと下部ドライウェルとを空間的に分離した沸騰水型
   原子炉の鉄筋コンクリート製原子炉格納容器であって、
   前記上部ドライウェル専用のサンプおよびサンプポンプ
   を前記上部ドライウェルに設置するとともに、前記下部
   ドライウェル専用のサンプおよびサンプポンプを前記下
   部ドライウェルに設置したことを特徴とする原子炉格納
   容器。
2. 【請求項２】 原子炉圧力容器を包囲する上部ドライウ
   ェルと下部ドライウェルとを空間的に分離した沸騰水型
   原子炉の鉄筋コンクリート製原子炉格納容器であって、
   前記上部ドライウェル専用のサンプおよびサンプポンプ
   をＲＰＶペデスタル上方部に設置したことを特徴とする
   原子炉格納容器。
3. 【請求項３】 原子炉圧力容器を包囲する上部ドライウ
   ェルと下部ドライウェルとを空間的に分離した沸騰水型
   原子炉の鉄筋コンクリート製原子炉格納容器であって、
   前記下部ドライウェル専用のサンプおよびサンプポンプ
   を前記下部ドライウェル床面に設置したことを特徴とす
   る原子炉格納容器。
4. 【請求項４】 原子炉圧力容器を包囲する上部ドライウ
   ェルと下部ドライウェルとを空間的に分離した沸騰水型
   原子炉の鉄筋コンクリート製原子炉格納容器であって、
   上部ドライウェル専用の空調機を前記上部ドライウェル
   に設置するとともに、前記下部ドライウェル専用の空調
   機を前記下部ドライウェルに設置したことを特徴とする
   原子炉格納容器。
5. 【請求項５】 原子炉圧力容器を包囲する上部ドライウ
   ェルと下部ドライウェルとを空間的に分離した沸騰水型
   原子炉の鉄筋コンクリート製原子炉格納容器であって、
   コイル部の側面に空調機ファン部を設けた下部ドライウ
   ェル専用の空調機を、前記下部ドライウェルの床面と、
   前記原子炉圧力容器の下方に設置される作業用のプラッ
   トフォームとの間に設置したことを特徴とする原子炉格
   納容器。
6. 【請求項６】 原子炉圧力容器を包囲する上部ドライウ
   ェルと下部ドライウェルとを空間的に分離した沸騰水型
   原子炉の鉄筋コンクリート製原子炉格納容器であって、
   前記下部ドライウェル専用の空調機を前記下部ドライウ
   ェルへのアクセストンネル内に設置したことを特徴とす
   る原子炉格納容器。
7. 【請求項７】 原子炉圧力容器を包囲する上部ドライウ
   ェルと下部ドライウェルとを空間的に分離した沸騰水型
   原子炉の鉄筋コンクリート製原子炉格納容器であって、
   前記下部ドライウェル専用のベント管が事故時に下部ド
   ライウェル内に滞留した水をサプレッションプール側へ
   移行させる連通管としたことを特徴とする原子炉格納容
   器。
8. 【請求項８】 原子炉圧力容器を包囲する上部ドライウ
   ェルおよび下部ドライウェルと、前記上部ドライウェル
   内の雰囲気および前記下部ドライウェル内の雰囲気をベ
   ントするウェットウェルとを具備した原子炉格納容器に
   おいて、前記上部ドライウェル、前記下部ドライウェル
   および前記ウェットウェルの少なくとも一つに空気を封
   入し、かつ前記ウェットウェルの内部に水素の再結合装
   置を設けたことを特徴とする原子炉格納容器。
9. 【請求項９】 原子炉圧力容器を包囲する上部ドライウ
   ェルおよび下部ドライウェルと、前記上部ドライウェル
   内の雰囲気および前記下部ドライウェル内の雰囲気をベ
   ントするウェットウェルとを具備した原子炉格納容器に
   おいて、前記上部ドライウェル、前記下部ドライウェル
   および前記ウェットウェルの少なくとも一つに空気を封
   入し、かつ前記ウェットウェル内の雰囲気を外部に導く
   配管と、この配管に設けられた水素の再結合装置と、前
   記ウェットウェル内の雰囲気を前記再結合装置に供給す
   るブロアと、前記再結合装置から排出されたガスを前記
   上部ドライウェルに戻す配管とを設けたことを特徴とす
   る原子炉格納容器。
10. 【請求項１０】 ウェットウェルからドライウェルへ雰
    囲気ガスを戻すための真空破壊弁を有し、この真空破壊
    弁を上部ドライウェル側へ開放させたことを特徴とする
    請求項８または９記載の原子炉格納容器。