JP6571982B2 - 運転床閉じ込め区画および原子力プラント - Google Patents

Description

本発明の実施形態は、運転床閉じ込め区画および原子力プラントに関する。

従来の沸騰水型原子力プラントおよびその運転床区画について図９から図１２によりその概要を説明する。

図９は、従来の沸騰水型原子力プラントの原子炉建屋１００の構成の例を示す立面図（図１０のＩＸ−ＩＸ線矢視断面図）である。

ここに示す例はＡＢＷＲといわれるプラントに基づいている。原子炉建屋１００は基底部のマット１０１と側壁１０２と天井１０３とから成る。マット１０１は、厚さ数ｍの鉄筋コンクリート製で、底面はほぼ正方形の四角形である。原子炉建屋１００の内部は主に運転床１５によって上下におおまかに区分されている。運転床１５を含む上部の空間を運転床エリア１０４といい、運転床１５よりも下の空間を設備エリア１０５という。ＡＢＷＲの運転床エリア側壁１０４ａは設備エリア側壁１０５ａよりも内側に設けられている。設備エリア側壁１０５ａは、厚さは一様ではなく、底部は厚く上部は薄くなっている。設備エリア１０５の内部には原子炉格納容器３が設けられている。原子炉格納容器３は円筒形状をしている（図１２を参照。）。

図９において、炉心１は、原子炉圧力容器２の内部に収納されている。原子炉圧力容器２は、原子炉格納容器３内に収納されている。原子炉格納容器３の内部は、原子炉圧力容器２を収納するドライウェル４と、ウェットウェル５とに区分けされており、ドライウェル４とウェットウェル５とは原子炉格納容器３の一部を構成する。ウェットウェル５は内部に圧力抑制プール６を形成している。圧力抑制プール６の上方にはウェットウェル気相部７が形成されている。ドライウェル４とウェットウェル５の外壁部は一体化して原子炉格納容器３の円筒状の外壁部を構成している（図１２を参照。）。ドライウェル４の天井部は平板になっており、この部分をドライウェル４のトップスラブ４ａと呼ぶ。

原子炉格納容器３の頂部には鋼製の原子炉格納容器ヘッド９が設けられている。原子炉格納容器ヘッド９は、フランジ１０で原子炉格納容器３と接合されており、燃料交換時には取り外しができるようになっている。原子炉格納容器ヘッド９の外周部は原子炉ウェル１１により囲まれている。原子炉ウェル１１は、原子炉格納容器ヘッド９の周囲を取り囲むように原子炉格納容器３から上に延びた側壁１２と、側壁１２の下端に接続し側壁１２を支持する底部１３とにより形成される空間である。底部１３は、鉄筋コンクリート製原子炉格納容器（ＲＣＣＶ）の場合は原子炉格納容器３の一部を構成しているが、鋼製原子炉格納容器の場合には鋼製原子炉格納容器の周囲を取り囲む遮蔽コンクリートの一部を構成している。原子炉ウェル１１の水平断面は一般に円形であるが、楕円や多角形などであっても良い。側壁１２と底部１３は、厚さ２ｍ以上の鉄筋コンクリート製で堅牢な構造となっている。原子炉ウェル１１の内面は、鋼製のライナー（図示せず。）が敷設され水密性が確保されている。

図９において、原子炉圧力容器２は、円筒状のペデスタル６１によりＲＰＶ（原子炉圧力容器）スカート６２およびＲＰＶサポート６３を介して支持されている。ペデスタル６１は、鋼製、コンクリート製、両者の複合構造等がある。ドライウェル４のうち原子炉圧力容器２の下方であって、ペデスタル６１の円筒状の壁により囲まれるペデスタル６１の内側の空間を、ペデスタルキャビティー６４という。ＡＢＷＲのＲＣＣＶの場合はペデスタル６１の円筒状の壁はウェットウェル５とドライウェル４の境界の壁を形成していて特にこの空間を下部ドライウェル６５と呼んでいる。また、ＡＢＷＲのＲＣＣＶの場合はドライウェル４の下部ドライウェル６５を除く上部の空間を上部ドライウェル６６と呼んでいる。

ドライウェル４と圧力抑制プール６はＬＯＣＡ（冷却材喪失事故）ベント管８により連結されている。ＬＯＣＡベント管８はたとえば１０本など複数個設置されるが図９および図１１ではそれぞれ２本のみを表示している（図１２を参照。）。ＬＯＣＡベント管８は、圧力抑制プール６のプール水に水没している部分に水平ベント管８ａがあり、プール水中に開口している。ＲＣＣＶの場合は、水平ベント管８ａは、一つのＬＯＣＡベント管８に縦方向に３本設置されている。また、ＲＣＣＶの場合は、ＬＯＣＡベント管８はペデスタル６１の円筒状の壁の内部を通って設置されている。そのため、ＲＣＣＶの場合は、このペデスタル６１の円筒状の壁をベント壁とも言う。ベント壁は、厚さが約１．７ｍの鉄筋コンクリート製で、内側と外側の表面は鋼製である。ＬＯＣＡベント管８とペデスタル６１は原子炉格納容器３の一部を構成する。

図９において原子炉格納容器３の内部に機器を搬入搬出するために開閉可能な機器ハッチ３５が設けられている。機器ハッチ３５は、閉鎖時は原子炉格納容器３と同じ耐圧性と気密性がある。また、原子炉格納容器３の内部に運転員が出入りするためにエアロック３６が設けられている。エアロック３６は、一般に扉が２個あり同時に両方の扉が開かないようにインターロックが組まれている。エアロック３６は原子炉格納容器３と同じ耐圧性と気密性がある。図９では機器ハッチ３５とエアロック３６は上部ドライウェル６６に設置されているものしか示していないが、ウェットウェル５および下部ドライウェル６５にも設置されている。

原子炉格納容器３は、一般にその材質により、鋼製原子炉格納容器、鉄筋コンクリート製原子炉格納容器（ＲＣＣＶ）、プレストレスコンクリート製原子炉格納容器（ＰＣＣＶ）、スチール・コンクリート複合構造（ＳＣ造）原子炉格納容器（ＳＣＣＶ）など様々のものがある。ＲＣＣＶとＰＣＣＶの場合には内面に鋼製ライナーが張られている。図９および図１１ではＲＣＣＶの例を示している。これらの図では立面図を示しているが、ＲＣＣＶは、外壁部分は円筒形状をしている（図１２を参照。）。

原子炉格納容器３の雰囲気は、沸騰水型軽水炉の場合には、通常運転時は窒素により置換され酸素濃度を低く制限されている。

つぎに、図１０は、従来の沸騰水型原子力プラントの原子炉建屋１００の運転床エリア１０４まわりを示す平面図である。運転床エリア１０４には、原子炉ウェル１１、燃料プール２０、機器ピット３０が設けられている。また、図１１は、従来の沸騰水型原子力プラントの原子炉建屋１００の構成の例を示す立面図（図１０のＸＩ−ＸＩ線矢視断面図）である。図９とは９０度異なる角度から描かれている。この角度から見る運転床エリア側壁１０４ｂは、設備エリア側壁１０５ｂと同一面上に設けられている。原子炉ウェル１１、燃料プール２０、機器ピット３０はそれぞれ運転床１５から下に掘り下げて設けられている。

原子炉ウェル１１の上部には通常運転時には遮蔽プラグ（図示せず。）が設置されている。遮蔽プラグの機能は原子炉が運転中に発生する放射線を遮蔽することである。遮蔽プラグは燃料交換時には取り外すことができる。

図１０および図１１において、運転床エリア１０４には燃料プール２０が設けられている。燃料プール２０の周囲を囲む側壁２１は、厚さ２ｍ程度の鉄筋コンクリート製である。また、燃料プール２０の床２２も厚さ２．４ｍ程度の鉄筋コンクリート製である。床２２はステップ状になっていて、一部は原子炉格納容器３のトップスラブ４ａと供用している。燃料プール２０の内面は鋼製のライナー（図示せず。）が敷設されていて水密性が確保されている。燃料プール２０はこのように構造が堅牢で水密性が確保されている。燃料プール２０は、燃料プールスロット２３で原子炉ウェル１１と連通することができる。通常運転中は、燃料プールスロット２３は水密性のスロットプラグ２４によって閉鎖されている。

また、運転床エリア１０４には、原子炉ウェル１１を中心に燃料プール２０と反対側に機器ピット３０が設けられている。機器ピット３０は、燃料交換時に原子炉圧力容器２内の蒸気乾燥器および湿分分離器（図示せず。）を取り外して一時保管するためのプールである。機器ピット３０の周囲を囲む側壁３１は、厚さ２ｍ以上の鉄筋コンクリート製である。また、機器ピット３０の床３２は厚さ２ｍ以上の鉄筋コンクリート製で、一部は原子炉格納容器３のトップスラブ４ａと供用している。機器ピット３０の内面は鋼製のライナー（図示せず。）が敷設され、水密性が確保されている。機器ピット３０はこのように構造が堅牢で、水密性が確保されている。機器ピット３０は原子炉ウェル１１と、水門３３により連通することができる。通常運転中は、水門３３は、取り外しできるパネル３４によって閉鎖されている。

図１０において、運転床１５には機器ハッチ１０６が設けられている。機器ハッチ１０６は落下防止用のカバーであり、これを開けることによって、運転床１５に機器の搬出入を行う開口部１０７が確保される。開口部１０７はシャフト１０８により、地上階にある大物搬入口１０９と連通している。シャフト１０８は原子炉建屋１００内の各フロアー１１０と連通している。図１３はそのようすを立面図で示している。図１３は、機器ハッチ１０６の位置での原子炉建屋１００の断面を示す立面図である。シャフト１０８により運転床エリア１０４は原子炉建屋１００内の各フロアー１１０と連通している。機器ハッチ１０６には気密性がないので、閉鎖している状態でも、シャフト１０８により運転床エリア１０４は設備エリア１０５内の各フロアー１１０と連通している。

図１０において、運転床エリア１０４には、エレベーター１１１と階段１１２が複数設けられている。エレベーター１１１は、エレベーターシャフト１１１ａにより原子炉建屋１００の最地下階まで延びている。階段１１２も原子炉建屋１００の最地下階までつながっている。図１３はそのようすを立面図で示している。運転床エリア１０４は、エレベーターシャフト１１１ａと階段１１２によって複数個所で原子炉建屋１００内の設備エリア１０５と連通している。

図１１において、原子炉圧力容器２からは主蒸気配管７１がドライウェル４の外部に延びている。主蒸気配管７１には、主蒸気隔離弁７１ａと７１ｂがそれぞれドライウェル４の内部と外部に設けられている。主蒸気配管７１以外にも、原子炉格納容器３の貫通部３７には原子炉格納容器隔離弁３８ａ，３８ｂが、原則として原子炉格納容器３の内部と外部に設けられている。原子炉格納容器隔離弁３８ａ，３８ｂは電動弁、空気作動弁、逆止弁などが使用されていて耐圧性と漏えい抑制機能を有している。

図９および図１１において、運転床エリア側壁１０４ａにはブローアウトパネル１１３が複数個設けられている。主蒸気配管７１が原子炉格納容器３の外部の原子炉建屋１００の内部の個所で破断した場合に、大量の蒸気が原子炉建屋１００の内部に放出される。この蒸気を原子炉建屋１００の外部に管理放出する目的で、ブローアウトパネル１１３が運転床エリア側壁１０４ａに設けられている。蒸気は、機器ハッチ１０６のシャフト１０８、エレベーターシャフト１１１ａ、階段１１２（図１３を参照。）により急速に運転床エリア１０４に至り、ただちにブローアウトパネル１１３を押し開けて環境に放出される。ブローアウトパネル１１３の設定作動差圧は約２ｐｓｉｄ（約１３．８ｋＰａ）であるので運転床エリア１０４の圧力がわずかに上昇すると作動する。

設備エリア１０５には重要な安全設備が設置されているので、設備エリア側壁１０５ａ，１０５ｂは鉄筋コンクリート製で、厚さはおよそ１ｍ〜１．５ｍあり、堅牢である。また、運転床エリア側壁１０４ａ，１０４ｂは、厚さは０．３ｍ程度である。運転床エリア天井１０４ｃの厚さは０．３ｍ程度である。原子炉建屋１００は運転床エリア１０４を含めて耐震設計がなされていて、堅牢であるが、内圧上昇に対してはブローアウトパネル１１３の作動設定圧力以上の耐圧性はない。

つぎに、図１４により、従来の沸騰水型原子力プラントの燃料交換時の運転方法の一例について説明する。燃料交換時には、まず、原子炉の運転を停止し、原子炉内の水位を原子炉圧力容器２のフランジ２ａのレベルまで上昇させる。原子炉ウェル１１から遮蔽プラグ（図示せず。）を取り除く。さらに原子炉格納容器ヘッド９（図９、１１を参照。）をフランジ１０の位置で取り外す。それから原子炉圧力容器ヘッド２ｂ（図９、１１を参照。）をフランジ２ａの位置で取り外す。それから原子炉圧力容器２内の水位を上昇させて原子炉ウェル１１を満水にする。

つぎに、機器ピット３０の水門３３（図１０を参照。）を開き、機器ピット３０を満水にする。つぎに、蒸気乾燥器を取り外し、機器ピット３０に移送する。つぎに、湿分分離器を取り外し、機器ピット３０に移送する。スロットプラグ２４（図１０を参照。）を取り外し、燃料プール２０と原子炉ウェル１１を連通する。つぎに、使用済み燃料を炉心１から燃料プール２０に移送する。つぎに、新燃料を炉心１に装荷する。

図１４は、上記の一連の工程で、原子炉圧力容器ヘッド２ｂ（図９、１１を参照。）を取り外した直後で、原子炉圧力容器２内の水位はフランジ２ａの位置にある状態を示したものである。

燃料プール２０には、プラントの運転とともに生じる使用済み燃料を保管する以外に、原子炉圧力容器２内の工事に伴い炉心燃料を取り出す必要がある際に炉心燃料を一時的に保管する役目もある。

つぎに、従来のフィルターベントシステムについて、図１５により説明する。フィルターベントシステム５０は、チェルノビル原子力発電所の事故の後、欧州の原子力プラントで採用されている。福島第一原子力発電所の事故のあと日本のプラントの多くでも採用されている。

図１５は、従来のフィルターベントシステムの設計例を示す立断面図である。フィルターベントシステム５０は、除染水５２を蓄えたフィルターベント容器５１と、原子炉格納容器３内のガスを除染水５２に導く入り口配管５３と、フィルターベント容器５１の気相部のガスを環境に放出する出口配管５４とを有する。

フィルターベント容器５１等の設置場所は建屋内に限定されない。フィルターベント容器５１等は、既設炉に後から設置される場合は、原子炉建屋１００の外部に設置されることが多い。一方、建設当初から設置する場合は原子炉建屋１００等の内部に設置されることもある。

除染水５２の内部にベンチュリースクラッバー５５を設置し、入り口配管５３から導かれるガスをベンチュリースクラッバー５５に通すタイプのものがあるが、ベンチュリースクラッバー５５は必須ではない。また、フィルターベント容器５１の気相部に金属ファイバーフィルター５６を設置するタイプのものがあるが、金属ファイバーフィルター５６は必須ではない。

図１５では、ベンチュリースクラッバー５５と金属ファイバーフィルター５６の両方を設けた場合について示している。入り口配管５３には、一例として、隔離弁５７が設けられ、また、これと並列にラプチャーディスク５８が、また、ラプチャーディスク５８の前後に常時開の隔離弁５９ａ、５９ｂが設置されている。

また、出口配管５４には出口弁６０が設置されているが必須ではない。電動弁の代わりにラプチャーディスクを用いることも多い。従来のフィルターベントシステムでは、入り口配管５３は、原子炉格納容器３内のガスを取リ入れるため、一端が原子炉格納容器３に直接接続されている。

特開２００４−３３３３５７号公報 特開２０１４−８１２１９号公報 特開２０１４−１００８０号公報

従来の原子炉建屋１００は耐圧性がなく、地震や水素爆轟の振動によってブローアウトパネル１１３が誤開放することがあった。また、過酷事故時に運転床エリア１０４に水素が発生すると、爆轟を防止するためにこれを積極的に環境に放出する必要があった。過酷事故時の水素には放射性物質が含まれているため水素を放出すると被ばくと土地汚染を発生させる恐れがあった。

燃料交換時には原子炉圧力容器ヘッド２ｂと原子炉格納容器ヘッド９がともに取り外されるため、この状態で地震や津波によって長期の交流電源喪失が発生し、炉心溶融に至った場合は、水素と大量の放射性物質が直接運転床エリア１０４に放出され、ブローアウトパネル１１３が開放して環境に放出される恐れがあった。燃料プール２０内に炉心燃料が移送されている場合には、燃料プール２０の冷却が行われないと、損傷した燃料から放射性物質が放出され、ブローアウトパネル１１３から環境に放出される恐れがあった。原子炉格納容器３にフィルターベントシステム５０が設置されていても、燃料交換時には、運転床エリア１０４からブローアウトパネル１１３を通って直接環境に放射性物質が放出されるので、フィルターベントシステム５０はバイパスされて機能できない恐れがあった。

したがって、燃料交換時等に運転床エリアに大量の水素と放射性物質が放出された場合でも水素の爆轟を防止でき放射性物質を大量に環境に放出しないようにすることが重要な課題である。また、燃料交換時等に長期の全交流電源喪失（ＳＢＯ）が発生した場合であっても炉心燃料と使用済み燃料のいずれもが安全に冷却できることが重要な課題である。

そこで、本発明の実施形態は、放射性物質が炉心燃料もしくは使用済み燃料から放出された場合でも、放射性物質が環境に漏えいすることを防止することを目的とする。

本発明の実施形態に係る運転床閉じ込め区画は、炉心を収容する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を収納するドライウェルと、前記ドライウェルとＬＯＣＡベント管を介して連結された圧力抑制プールを下部に収納し上部にウェットウェル気相部を有するウェットウェルと、少なくとも前記ドライウェルと前記ＬＯＣＡベント管と前記ウェットウェルとからなる原子炉格納容器と、原子炉格納容器ヘッドと、主蒸気配管と、前記主蒸気配管を収納し耐圧性を有さない原子炉建屋の設備エリアとを有する原子力プラントの一部を構成する運転床閉じ込め区画において、前記原子炉格納容器ヘッドの周囲を囲む原子炉ウェルと、前記原子炉ウェルの周囲に設けられ耐圧性と漏えい抑制機能を有し前記原子炉建屋の設備エリアと連通する階段、エレベーター、エレベーターシャフト、機器ハッチを設けない運転床と、前記運転床を取り囲み耐圧性と漏えい抑制機能を有する側壁と、前記側壁の上部に設けられ耐圧性と漏えい抑制機能を有する天井と、前記原子炉ウェルと燃料プールスロットを介して隣接し耐圧性と漏えい抑制機能を有する燃料プールと、前記原子炉ウェルと水門を介して隣接し耐圧性と漏えい抑制機能を有する機器ピットと、前記側壁に設けられた機器ハッチと、前記側壁に設けられたエアロックと、貫通部に設けられた隔離弁と、から成り、耐圧性と漏えい抑制機能を有する圧力バウンダリーを構成し前記原子炉格納容器ヘッドを介して前記原子炉格納容器と接し前記原子炉建屋の設備エリアから隔離されブローアウトパネルが設けられていないことを特徴とする。

また、本発明の一つの実施形態に係る原子力プラントは、炉心と、前記炉心を収容する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を収納するドライウェルと、前記ドライウェルとＬＯＣＡベント管を介して連結された圧力抑制プールを下部に収納し上部にウェットウェル気相部を有するウェットウェルと、少なくとも前記ドライウェルと前記ＬＯＣＡベント管と前記ウェットウェルとからなる原子炉格納容器と、原子炉格納容器ヘッドと、前記原子炉格納容器ヘッドの周囲を囲む原子炉ウェルと、主蒸気配管と、前記主蒸気配管を収納し耐圧性を有さない原子炉建屋の設備エリアと、前記原子炉ウェルの周囲に設けられ耐圧性と漏えい抑制機能を有し前記原子炉建屋の設備エリアと連通する階段、エレベーター、エレベーターシャフト、機器ハッチを設けない運転床と、前記運転床を取り囲み耐圧性と漏えい抑制機能を有する側壁と、前記側壁の上部に設けられ耐圧性と漏えい抑制機能を有する天井と、前記原子炉ウェルと燃料プールスロットを介して隣接し耐圧性と漏えい抑制機能を有する燃料プールと、前記原子炉ウェルと水門を介して隣接し耐圧性と漏えい抑制機能を有する機器ピットと、前記運転床と、前記運転床を取り囲む側壁と、前記側壁の上部に設けられた天井と、前記原子炉ウェルと、前記燃料プールと、前記機器ピットと、前記側壁に設けられた機器ハッチと、前記側壁に設けられたエアロックと、貫通部に設けられた隔離弁と、から成り、耐圧性と漏えい抑制機能を有する圧力バウンダリーを構成し、前記原子炉格納容器ヘッドを介して前記原子炉格納容器と接し、前記原子炉建屋の設備エリアから隔離されブローアウトパネルが設けられていない運転床閉じ込め区画と、から成ることを特徴とする。

本発明の実施形態によれば、放射性物質が炉心燃料もしくは使用済み燃料から放出された場合でも、放射性物質が環境に漏えいすることを防止することができる。

本発明の第１の実施形態に係る原子力プラントにおける運転床閉じ込め区画まわりの構成を示す立面図（図２のＩ−Ｉ線矢視断面図）である。 本発明の第１の実施形態に係る原子力プラントにおける運転床閉じ込め区画の運転床まわりの構成を示す平面図である。 本発明の第１の実施形態に係る原子力プラントにおける運転床閉じ込め区画まわりの構成を示す立面図（図２のＩＩＩ−ＩＩＩ線矢視断面図）である。 本発明の第２の実施形態に係る原子力プラントにおける運転床閉じ込め区画まわりの構成を示す立断面図（図２のＩ−Ｉ線矢視断面図）である。 本発明の第３の実施形態に係る原子力プラントにおける運転床閉じ込め区画の運転床まわりの構成を示す平面図である。 本発明の第３の実施形態に係る原子力プラントにおける運転床閉じ込め区画まわりの構成を示す立断面図（図５のＶＩ−ＶＩ線矢視断面図）である。 本発明の第３の実施形態の第１の変形例に係る原子力プラントにおける運転床閉じ込め区画まわりの構成を示す立断面図（図５のＶＩ−ＶＩ線矢視断面図）である。 本発明の第３の実施形態の第２の変形例に係る原子力プラントにおける運転床閉じ込め区画まわりの構成を示す立断面図（図５のＶＩ−ＶＩ線矢視断面図）である。 従来の沸騰水型原子力プラントの原子炉建屋の構成の例を示す立面図（図１０のＩＸ−ＩＸ線矢視断面図）である。 従来の沸騰水型原子力プラントの原子炉建屋の運転床エリアまわりを示す平面図である。 従来の沸騰水型原子力プラントの原子炉建屋の構成の例を示す立面図（図１０のＸＩ−ＸＩ線矢視断面図）である。 従来の沸騰水型原子力プラントの原子炉格納容器の構成を示す平面図である。 従来の沸騰水型原子力プラントの原子炉建屋の機器ハッチの位置での断面を示す立面図（図１０のＸＩＩＩ−ＸＩＩＩ線矢視断面図）である。 従来の沸騰水型原子力プラントの燃料交換時の状態を示す構成の例を示す立面図（図１０のＸＩ−ＸＩ線矢視断面図）である。 従来のフィルターベントシステムの設計例を示す立断面図である。

以下、図１〜図８を参照して本発明の実施形態に係る運転床閉じ込め区画およびこれを用いた原子力プラントについて説明する。ここで、前述の従来技術と同一または類似の部分について、また下記の実施形態どうしで同一または類似の部分については、共通の符号を付して、重複説明は省略し要部のみを説明する。

［第１の実施形態］
図１は、本発明の第１の実施形態に係る原子力プラントにおける運転床閉じ込め区画まわりの構成を示す立面図（図２のＩ−Ｉ線矢視断面図）である。また、図２は、本発明の第１の実施形態に係る原子力プラントにおける運転床閉じ込め区画の運転床まわりの構成を示す平面図である。また、図３は、本発明の第１の実施形態に係る原子力プラントにおける運転床閉じ込め区画まわりの構成を示す立面図（図２のＩＩＩ−ＩＩＩ線矢視断面図）である。図１および図３に示す実施形態は、ＲＣＣＶと呼ばれる原子炉格納容器を使用しているが、原子炉格納容器の型式はＲＣＣＶに限定されない。圧力抑制プールによる圧力抑制機能を持つ全ての圧力抑制型の原子炉格納容器に普遍的に適用される。また、材質もＳＣ造や鋼製など他のものも使用可能である。

図１において、運転床閉じ込め区画４０は、運転床４１、側壁４２、天井４３、原子炉ウェル１１によって構成される。運転床４１、側壁４２、天井４３の材質は原子炉格納容器３と同じものが使用可能である。具体的には、鉄筋コンクリート製、ＳＣ造、鋼製が使用可能である。鉄筋コンクリート製の場合には、ＲＣＣＶと同じようにライナーが敷設される。運転床４１、側壁４２、天井４３は、耐圧性と漏えい抑制機能を有する圧力バウンダリー４０ａを構成する。その耐圧性は少なくとも原子炉格納容器３と同等であり、設計圧力は、たとえば、３１０ｋＰａゲージ圧である。側壁４２および天井４３には、環境と連通するブローアウトパネルは設けない。すなわち、運転床閉じ込め区画４０は、運転床４１、側壁４２、天井４３および原子炉ウェル１１によって気密に区画されて構成される。そして運転床閉じ込め区画４０が気密に区画されたまま保たれる耐圧性が、少なくとも原子炉格納容器３の耐圧性と略等しくなるように構成される。

図２および図３において、運転床４１には燃料プール２０と機器ピット３０が設けられている。燃料プール２０と機器ピット３０の材質は従来のものと同じ鉄筋コンクリート製とＳＣ造が使用可能である。鉄筋コンクリート製の場合にはライナーが敷設される。燃料プール２０と機器ピット３０は、耐圧性と漏えい抑制機能を有する圧力バウンダリー４０ａを構成する。その耐圧性は少なくとも原子炉格納容器３と同等であり、設計圧力は、たとえば、３１０ｋＰａゲージ圧である。運転床４１には、設備エリア１０５と連通する階段、エレベーター、エレベーターシャフト、機器ハッチは設けない。

図２および図３において、運転床閉じ込め区画４０への機器の搬出入用に開閉式で耐圧性と気密性のある機器ハッチ４４を側壁４２に設ける。機器ハッチ４４は、たとえば、原子炉格納容器３に設けられている耐圧・気密性の機器ハッチ３５（図９を参照。）を用いることができる。運転床閉じ込め区画４０への運転員の出入り口として開閉式で耐圧性と気密性のあるエアロック４５を側壁４２に設ける。エアロック４５は、たとえば、原子炉格納容器３に設けられている耐圧・気密性のエアロック３６（図９を参照。）を用いることができる。

図２および図３において、補助建屋１１４を原子炉建屋１００に隣接して設ける。補助建屋１１４の各階は、原子炉建屋１００の設備エリア１０５の各階と、開口部（図示せず。）を介して連通している。運転員の昇降のためのエレベーター１１１と階段１１２を補助建屋１１４内に設ける。これにより、運転員は補助建屋１１４の各階から設備エリア１０５の各階にアクセスすることができる。運転床閉じ込め区画４０への運転員のアクセスはエアロック４５を介して行うことができる。

大物の設備を搬入するための機器ハッチ１１５とシャフト１１６を補助建屋１１４内に設ける。大物搬入口１０９を補助建屋１１４に設ける。大物の設備を釣り上げるための補助クレーン（図示せず。）を補助建屋１１４内に設置する。ブローアウトパネル１１３を補助建屋１１４の側壁に設ける。

なお、さらに、側壁４２に複数個のエアロックを設け、その個所にエレベーターと階段を設けた補助建屋をそれぞれ設けることで、運転員のアクセス性を向上することも可能である。

図３において、空調ダクト等の貫通部４６には、耐圧性と漏えい抑制機能のある隔離弁４７および４８を設ける。隔離弁４７および４８は、たとえば、原子炉格納容器３の隔離弁を用いることができる。隔離弁４７および４８は、運転床閉じ込め区画４０の内部の放射線レベルと温度を計測し、放射能高あるいは温度高の信号で自動隔離することができる。隔離弁４７および４８が閉鎖した後は、運転床閉じ込め区画４０は、耐圧性と漏えい抑制機能を有し放射性物質を閉じ込めることが可能になる。

このように構成された本実施形態では、運転床閉じ込め区画４０は、圧力バウンダリー４０ａを構成し、放射性物質が炉心燃料もしくは使用済み燃料から放出された場合でも、放射性物質が環境に漏えいすることを防止することができる。

［第２の実施形態］
図４は、本発明の第２の実施形態に係る原子力プラントにおける運転床閉じ込め区画まわりの構成を示す立断面図（図２のＩ−Ｉ線矢視断面図）である。図４では、燃料交換作業の準備段階の状態を示している。すなわち、原子炉格納容器ヘッド９と原子炉圧力容器ヘッド２ｂ（図１を参照。）はともに取り外されており、炉水位は原子炉圧力容器２のフランジ２ａの高さにある。

本実施形態では、運転床閉じ込め区画４０内の雰囲気を外部にベントする外部ベント装置８０が設けられている。外部ベント装置８０は、運転床閉じ込め区画４０の圧力バウンダリー４０ａを貫通するベント配管（外部ベント配管）８１とベント配管８１に設けられた隔離弁（外部ベント隔離弁）８２ａ，８２ｂとを備えている。この例ではベント配管８１の外部の先端は外気に開放しているが、主排気筒７５に導いても良い。隔離弁８２ａ，８２ｂは２弁設けているが、１弁であってもよい。

また、本実施形態では、運転床閉じ込め区画４０の雰囲気内の放射性物質を除去しつつ外部にベントする運転床閉じ込め区画フィルターベント装置８５をさらに設けている。運転床閉じ込め区画フィルターベント装置８５は、運転床閉じ込め区画４０の外部に設けられたフィルターベント容器５１と、運転床閉じ込め区画４０の圧力バウンダリー４０ａを貫通してフィルターベント容器５１に接続する配管（フィルターベント配管）８３と、この配管８３上に設けられた隔離弁（フィルターベント隔離弁）８４とから成る。

フィルターベント容器５１には原子炉格納容器３から配管８６も接続されていて、通常運転時に発生した過酷事故時には原子炉格納容器３からの雰囲気も処理できるようになっている。配管８６には隔離弁８７が設けられている。隔離弁８７を開けることにより、原子炉格納容器３内の雰囲気を配管８６によりフィルターベント容器５１に導いて処理することができる。

つぎに、図４により本実施形態の作用と効果について説明する。図４に示すように、プラントが燃料交換の準備段階にあり、原子炉格納容器ヘッド９と原子炉圧力容器ヘッド２ｂ（図１を参照。）がともに取り外されて、炉水位は原子炉圧力容器２のフランジ２ａの位置にある時に、巨大地震等によって全交流電源喪失が発生することを想定する。その場合、原子炉圧力容器２への注水ができなくなり、炉水が、炉心燃料が発する崩壊熱によって高温化して沸騰を開始する。そうすると、蒸気が運転床閉じ込め区画４０内に充満し、運転床閉じ込め区画４０内の温度も上昇する。

炉水温度高（たとえば１００℃）の信号により、空調ダクト等の隔離弁４７、４８（図３を参照。）を閉鎖するとともに、外部ベント装置８０の隔離弁８２ａ，８２ｂを開にする。これらの弁の開閉操作は、自動信号で実施するが、時間的余裕があるので手動で実施してもよい。これらの弁の駆動は、過酷事故対策で別途設けられる代替電源もしくは代替窒素供給設備によって実施される。

これにより、炉水が沸騰して発生する大量の蒸気は、外部ベント装置８０によって環境に放出される。その際に、運転床閉じ込め区画４０の雰囲気である空気も炉蒸気に随伴されて全て環境に放出される。その結果、しばらくたつと、運転床閉じ込め区画４０内の雰囲気は全て水蒸気だけになる。仮に運転床閉じ込め区画４０の自由空間体積を約４０，０００ｍ^３とした場合に、運転床閉じ込め区画４０の雰囲気が完全に蒸気だけになるのは１３５０ＭＷｅのＡＢＷＲの場合では約６時間である。蒸気の発生により炉水位は低下するが、まだこの段階では炉心１の上端よりもかなり上にあり、炉心１は炉水により冷却されている。

その後約５時間が経過すると、炉水位が炉心１の上端近傍まで低下して、炉水位低低信号が発せられる。炉水位低低信号が発生すると、自動的に外部ベント装置８０を閉鎖して、代わりに運転床閉じ込め区画フィルターベント装置８５の隔離弁８４を開にする。これらの弁の開閉操作は、時間的余裕があるので、手動操作で実施してもよい。

さらに約１時間が経ち、全交流電源喪失が発生してから約１２時間が経過すると、炉心１の上端が露出して、炉心損傷が発生する。その後は、金属―水反応により大量の水素が発生するとともに、炉心燃料から放射性物質が発生する。水素はただちに運転床閉じ込め区画４０に移行するが、この時点では運転床閉じ込め区画４０の雰囲気は全て蒸気になっていて酸素は存在しないため爆轟することはない。炉心燃料から発生した水素と放射性物質は、既に開になっている運転床閉じ込め区画フィルターベント装置８５によって処理されて、ほとんどの放射性物質は除去されて、ごく一部の放射性物質と水素が環境に放出される。

このように、本実施形態によれば、燃料交換の準備段階で原子炉格納容器ヘッド９と原子炉圧力容器ヘッド２ｂ（図１を参照。）がともに取り外されている状態で炉心熔融事故が発生しても、水素による爆轟も放射性物質の環境への放散も防止できる。

原子炉格納容器ヘッド９と原子炉圧力容器ヘッド２ｂの取り外しには運転停止後１日以上の時間がかかるので、その間に放射性希ガスのほとんどは減衰している。そのため、運転床閉じ込め区画フィルターベント装置８５から運転床閉じ込め区画４０の雰囲気を放出しても、放射性希ガスの量は低減しているので、過大な被ばく線量を与えることはない。運転床閉じ込め区画フィルターベント装置８５の配管８３は運転床閉じ込め区画４０の天井４３の近傍に吸い込み口を設けるため、運転床閉じ込め区画４０の上部に浮遊する水素も確実に外部に放出することができる。

全交流電源喪失が発生して約１６時間が経過すると、溶融した炉心燃料が原子炉圧力容器２の底部に移行するリロケーションという事象が発生する。原子炉圧力容器２の底部には炉水が残存しているので、溶融した炉心がリロケーションすると、残存している炉水を急速に加熱して水蒸気が発生する。この水蒸気が運転床閉じ込め区画４０に移行して運転床閉じ込め区画フィルターベント装置８５から放出される。その際、運転床閉じ込め区画４０内に残存していた水素は全て蒸気とともに環境に放出され、運転床閉じ込め区画４０の雰囲気は完全に水蒸気によって占められるようになる。これによって、仮に運転床閉じ込め区画４０に何らかの理由により酸素を含む外気が流入しても、運転床閉じ込め区画４０内で水素爆轟が発生する可能性は完全に排除される。

このように、本実施形態によって、過酷事故時の物理現象のエネルギーを有効利用して運転床エリア１０４における水素爆轟の可能性と環境への放射性物質の過大な放出の可能性を排除することができる。

［第３の実施形態］
図５は、本発明の第３の実施形態に係る原子力プラントにおける運転床閉じ込め区画の運転床まわりの構成を示す平面図である。また、図６は、本発明の第３の実施形態に係る原子力プラントにおける運転床閉じ込め区画まわりの構成を示す立断面図（図５のＶＩ−ＶＩ線矢視断面図）である。図６では、燃料交換作業の準備段階の状態を示している。すなわち、原子炉格納容器ヘッド９と原子炉圧力容器ヘッド２ｂ（図１を参照。）はともに取り外されている。

図５において、本実施形態は、原子炉ウェル１１と燃料プール２０の間に設けられた原子炉ウェルオーバーフロー部１４と、燃料プール２０に設けられた燃料プールオーバーフロー部２５と、運転床４１の一部を窪ませて形成され運転床閉じ込め区画４０の内部に設けられた運転床排水ピット１６（図６を参照。）を備えている。

原子炉ウェルオーバーフロー部１４は、原子炉ウェル１１の上端近くに設けられた排水用の排水溝もしくは排水配管である。また、燃料プールオーバーフロー部２５は、燃料プール２０の上端近くに設けられた排水用の排水溝もしくは排水配管である。

また、図６において、本実施形態は、一端が運転床排水ピット１６内に開口しもう一端がウェットウェル５に接続する排水配管１７と、該排水配管１７上に設けられた隔離弁（排水隔離弁）１８と、一端が運転床閉じ込め区画４０の雰囲気に開口しもう一端が原子炉格納容器３に接続して設けられた接続ベント管８８と、接続ベント管８８上に設けられた隔離弁（接続ベント隔離弁）８９とをさらに有する。接続ベント管８８の運転床閉じ込め区画４０内の開口部は、排水配管１７の運転床排水ピット１６内の開口部よりも高い位置にある。また、本実施形態は、全交流電源喪失時に圧力抑制プール６のプール水を水源として原子炉圧力容器２に給水する代替給水系９０と、代替電源９１とをさらに有している。代替給水系９０は、配管９２と隔離弁９３とを有している。

つぎに、図５および図６に基づいて、本実施形態の作用と効果について説明する。プラントが燃料交換の準備段階にあり、原子炉格納容器ヘッド９と原子炉圧力容器ヘッド２ｂがともに取り外されて、炉水位は原子炉圧力容器２のフランジ２ａの位置にある時に巨大地震等によって全交流電源喪失が発生することを想定する（図４を参照。）。この場合、原子炉圧力容器２への注水ができなくなり、炉水が、炉心燃料が発する崩壊熱によって高温化して沸騰を開始する。

そうすると、蒸気が運転床閉じ込め区画４０内に充満し、運転床閉じ込め区画４０内の温度も上昇する。炉水温度高（たとえば１００℃）の信号により、空調ダクト等の隔離弁４７、４８（図３を参照。）を閉鎖するとともに、外部ベント装置８０の隔離弁８２ａ，８２ｂを開にする。これらの弁の開閉操作は、自動信号で実施するが、時間的余裕があるので手動で実施してもよい。これらの弁の駆動は過酷事故対策で別途設けられる代替電源もしくは代替窒素供給設備によって実施される。

これにより、炉水が沸騰して発生する大量の蒸気は、外部ベント装置８０によって環境に放出される。その際に、運転床閉じ込め区画４０の雰囲気である空気も炉蒸気に随伴されて全て環境に放出される。その結果、しばらくたつと、運転床閉じ込め区画４０内の雰囲気は全て水蒸気だけになる。仮に運転床閉じ込め区画４０の自由空間体積を約４０，０００ｍ^３とした場合に、運転床閉じ込め区画４０の雰囲気が完全に蒸気だけになるのは１３５０ＭＷｅのＡＢＷＲの場合では約７時間である。

つぎに、炉水温度高の信号により、代替給水系９０を代替電源９１により起動する。代替給水系９０は、圧力抑制プール６のプール水を配管９２と隔離弁９３を介して、ポンプ９０ａにより原子炉圧力容器２内に注水する。これにより炉水位は上昇し、代替給水系９０の給水を約１００ｍ^３／ｈで実施した場合は、約１２時間で原子炉ウェル１１の上端に達する。図６における原子炉ウェル１１の水位はこの状態を示している。代替給水系９０の給水により蒸気の発生量が若干少なくなるので、その分、運転床閉じ込め区画４０の雰囲気が完全に蒸気になるまでの時間は若干遅くなる。

運転床閉じ込め区画４０の雰囲気が完全に蒸気になった時点（約７時間後）に、外部ベント装置８０を隔離して、代わりに隔離弁１８および隔離弁８９を開にする。運転床閉じ込め区画４０の雰囲気が完全に蒸気になったことは、運転床閉じ込め区画４０の雰囲気の温度と圧力を計測して圧力が飽和蒸気圧力に達したことにより判断する。

約１２時間後に原子炉ウェル１１の水位が上端近くに達すると、原子炉ウェルオーバーフロー部１４から炉水が燃料プール２０の内部に流入する。これにより燃料プール２０の水位が上端近くに達すると、燃料プール２０内のプール水は燃料プールオーバーフロー部２５から運転床排水ピット１６の内部に流入する。運転床排水ピット１６内の水は排水配管１７によってウェットウェル５に排水され、圧力抑制プール６に還流する。

これによって、代替給水系９０が圧力抑制プール６のプール水を原子炉圧力容器２内に給水しても、圧力抑制プール６のプール水は枯渇することなく、代替給水系９０は運転を継続することができる。圧力抑制プール６のプール水を循環して水源として使用することができる。これにより、全交流電源喪失が発生しても、原子炉と燃料プールを冷却するためにプラント外部から大量の水源を運んで確保する必要がなくなる。

運転床閉じ込め区画４０内の蒸気は、接続ベント管８８により原子炉格納容器３内に放出される。

図６に示すように、接続ベント管８８の先端を圧力抑制プール６のプール水中に浸漬して設けた場合は、運転床閉じ込め区画４０内の蒸気は圧力抑制プール６に移行して冷却されて凝縮する。

図７は、本発明の第３の実施形態の第１の変形例に係る原子力プラントにおける運転床閉じ込め区画まわりの構成を示す立断面図（図５のＶＩ−ＶＩ線矢視断面図）である。

この第１の変形例では、接続ベント管８８の先端をドライウェル４内に導く。この場合、ベントされた運転床閉じ込め区画４０内の蒸気は、ドライウェル４内に移行した後にＬＯＣＡベント管８を介して圧力抑制プール６内で冷却されて凝縮する。

図８は、本発明の第３の実施形態の第２の変形例に係る原子力プラントにおける運転床閉じ込め区画まわりの構成を示す立断面図（図５のＶＩ−ＶＩ線矢視断面図）である。

この第２の変形例では、接続ベント管８８の先端をウェットウェル気相部７に導く。この場合は、運転床閉じ込め区画４０内の蒸気はウェットウェル気相部７に移行する。この場合は運転床閉じ込め区画４０内の蒸気は圧力抑制プール６のプール水によっては直接冷却されない。しかし、ウェットウェル気相部７の蒸気を直接吸引して冷却できる静的原子炉格納容器冷却系（図示せず）が別途設けられている場合には、接続ベント管８８の先端をウェットウェル気相部７に導くことによってより効率的に原子炉格納容器３の冷却が可能になる。

このように構成される第２の実施形態によって、燃料交換の準備段階で原子炉格納容器ヘッド９と原子炉圧力容器ヘッド２ｂがともに取り外された危険な状態で巨大地震が発生して全交流電源喪失が発生した場合であっても、原子炉圧力容器２内に注水して炉心燃料の健全性を維持し、原子炉ウェル１１のオーバーフロー水を燃料プール２０に導くことによって、外部水源に頼ることなく炉心燃料と燃料プール２０内の燃料を同時に冷却することが可能になる。また、ウェットウェル気相部７の蒸気を直接吸引して冷却できる静的原子炉格納容器冷却系（図示せず。）と組み合わせて使用することによって原子炉格納容器３の冷却も同時に実施することが可能になる。

［他の実施形態］
以上、本発明のいくつかの実施形態を説明した。これら実施形態によれば、原子力プラントにおいて、放射性物質が炉心燃料もしくは使用済み燃料から放出された場合でも、放射性物質が環境に漏えいすることを防止することができる。また、運転床閉じ込め区画にはブローアウトパネルがなく、地震や水素爆轟の振動によってブローアウトパネルが誤開放することが防止できる。さらに過酷事故時に運転床エリアに水素が発生しても、事前に運転床閉じ込め区画の雰囲気を外部ベントして酸素のない状態にできるので、水素の爆轟を防止することができる。過酷事故時の水素には放射性物質が含まれているが、運転床閉じ込め区画フィルターベントシステムにより放射性物質を除去できるので、被ばくと土地汚染を防止できる。また、燃料交換時等に長期の全交流電源喪失が発生した場合であっても、炉心燃料と使用済み燃料のいずれもが安全に冷却でき、燃料の損傷を防止できる。しかしながら、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。

また、各実施形態の特徴を組み合わせてもよい。

さらに、これらの実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。

これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。

１…炉心、２…原子炉圧力容器、２ａ…フランジ、２ｂ…原子炉圧力容器ヘッド、３…原子炉格納容器、４…ドライウェル、４ａ…トップスラブ、５…ウェットウェル、６…圧力抑制プール、７…ウェットウェル気相部、８…ＬＯＣＡベント管、８ａ…水平ベント管、９…原子炉格納容器ヘッド、１０…フランジ、１１…原子炉ウェル、１２…側壁、１３…底部、１４…原子炉ウェルオーバーフロー部、１５…運転床、１６…運転床排水ピット、１７…排水配管、１８…隔離弁（排水隔離弁）、２０…燃料プール、２１…側壁、２２…床、２３…燃料プールスロット、２４…スロットプラグ、２５…燃料プールオーバーフロー部、３０…機器ピット、３１…側壁、３２…床、３３…水門、３４…パネル、３５…機器ハッチ、３６…エアロック、３７…貫通部、３８ａ，３８ｂ…原子炉格納容器隔離弁、４０…運転床閉じ込め区画、４０ａ…圧力バウンダリー、４１…運転床、４２…側壁、４３…天井、４４…機器ハッチ、４５…エアロック、４６…貫通部、４７…隔離弁、４８…隔離弁、５０…フィルターベントシステム、５１…フィルターベント容器、５２…除染水、５３…入り口配管、５４…出口配管、５５…ベンチュリースクラッバー、５６…金属ファイバーフィルター、５７…隔離弁、５８…ラプチャーディスク、５９ａ，５９ｂ…隔離弁、６０…出口弁、６１…ペデスタル、６２…ＲＰＶスカート、６３…ＲＰＶサポート、６４…ペデスタルキャビティー、６５…下部ドライウェル、６６…上部ドライウェル、７１…主蒸気配管、７１ａ，７１ｂ…主蒸気隔離弁、７５…主排気筒、８０…外部ベント装置、８１…ベント配管（外部ベント配管）、８２ａ，８２ｂ…隔離弁（外部ベント隔離弁）、８３…配管（フィルターベント配管）、８４…隔離弁（フィルターベント隔離弁）、８５…運転床閉じ込め区画フィルターベント装置、８６…配管、８７…隔離弁、８８…接続ベント管、８９…隔離弁（接続ベント隔離弁）、９０…代替給水系、９０ａ…ポンプ、９１…代替電源、９２…配管、９３…隔離弁、１００…原子炉建屋、１０１…マット、１０２…側壁、１０３…天井、１０４…運転床エリア、１０４ａ…運転床エリア側壁、１０４ｂ…運転床エリア側壁、１０４ｃ…運転床エリア天井、１０５…設備エリア、１０５ａ，１０５ｂ…設備エリア側壁、１０６…機器ハッチ、１０７…開口部、１０８…シャフト、１０９…大物搬入口、１１０…フロアー、１１１…エレベーター、１１１ａ…エレベーターシャフト、１１２…階段、１１３…ブローアウトパネル、１１４…補助建屋、１１５…機器ハッチ、１１６…シャフト

Claims (10)

1. 炉心を収容する原子炉圧力容器と、
   前記原子炉圧力容器を収納するドライウェルと、
   前記ドライウェルとＬＯＣＡベント管を介して連結された圧力抑制プールを下部に収納し上部にウェットウェル気相部を有するウェットウェルと、
   少なくとも前記ドライウェルと前記ＬＯＣＡベント管と前記ウェットウェルとからなる原子炉格納容器と、
   原子炉格納容器ヘッドと、
   主蒸気配管と、
   前記主蒸気配管を収納し耐圧性を有さない原子炉建屋の設備エリアと
   を有する原子力プラントの一部を構成する運転床閉じ込め区画において、
   前記原子炉格納容器ヘッドの周囲を囲む原子炉ウェルと、
   前記原子炉ウェルの周囲に設けられ耐圧性と漏えい抑制機能を有し前記原子炉建屋の設備エリアと連通する階段、エレベーター、エレベーターシャフト、機器ハッチを設けない運転床と、
   前記運転床を取り囲み耐圧性と漏えい抑制機能を有する側壁と、
   前記側壁の上部に設けられ耐圧性と漏えい抑制機能を有する天井と、
   前記原子炉ウェルと燃料プールスロットを介して隣接し耐圧性と漏えい抑制機能を有する燃料プールと、
   前記原子炉ウェルと水門を介して隣接し耐圧性と漏えい抑制機能を有する機器ピットと、
   前記側壁に設けられた機器ハッチと、
   前記側壁に設けられたエアロックと、
   貫通部に設けられた隔離弁と、
   から成り、耐圧性と漏えい抑制機能を有する圧力バウンダリーを構成し前記原子炉格納容器ヘッドを介して前記原子炉格納容器と接し前記原子炉建屋の設備エリアから隔離されブローアウトパネルが設けられていないことを特徴とする運転床閉じ込め区画。
2. 前記運転床閉じ込め区画の前記圧力バウンダリーを貫通し外部に通じる外部ベント配管とこの外部ベント配管上に設けられた外部ベント隔離弁とから成り前記運転床閉じ込め区画の雰囲気を外部にベントする外部ベント装置をさらに設けたことを特徴とする請求項１に記載の運転床閉じ込め区画。
3. 前記運転床閉じ込め区画の外部に設けられたフィルターベント容器と、前記運転床閉じ込め区画の前記圧力バウンダリーを貫通し前記フィルターベント容器に接続するフィルターベント配管と、このフィルターベント配管上に設けられたフィルターベント隔離弁とから成り前記運転床閉じ込め区画の雰囲気内の放射性物質を除去しつつ外部にベントする運転床閉じ込め区画フィルターベント装置をさらに設けたことを特徴とする請求項１または請求項２に記載の運転床閉じ込め区画。
4. 前記原子炉ウェルと前記燃料プールの間に設けられた原子炉ウェルオーバーフロー部と、
   前記燃料プールに設けられた燃料プールオーバーフロー部と、
   前記運転床の一部を窪ませて形成され前記運転床閉じ込め区画の内部に設けられた運転床排水ピットと
   をさらに有することを特徴とする請求項１ないし請求項３のいずれか一項に記載の運転床閉じ込め区画。
5. 一端が前記運転床排水ピット内に開口しもう一端が前記ウェットウェルに接続する排水配管と、
   該排水配管上に設けられた排水隔離弁と、
   をさらに有することを特徴とする請求項４に記載の運転床閉じ込め区画。
6. 一端が前記運転床閉じ込め区画の雰囲気に開口しもう一端が前記原子炉格納容器に接続して設けられた接続ベント管と、
   該接続ベント管上に設けられた接続ベント隔離弁と、
   をさらに有し、
   前記接続ベント管の前記運転床閉じ込め区画内の開口部は前記排水配管の前記運転床排水ピット内の開口部よりも高い位置にあることを特徴とする請求項５に記載の運転床閉じ込め区画。
7. 全交流電源喪失時に前記圧力抑制プールのプール水を水源として前記原子炉圧力容器に給水する代替給水系と代替電源とをさらに設けたことを特徴とする請求項１ないし請求項６のいずれか一項に記載の運転床閉じ込め区画。
8. 前記原子炉建屋に隣接し大物搬入口とシャフトと機器ハッチを有する補助建屋をさらに設け、該補助建屋から機器の搬出入と出入りができ前記補助建屋は前記設備エリアと連通していることを特徴とする請求項１に記載の運転床閉じ込め区画。
9. 前記補助建屋にブローアウトパネルをさらに設けたことを特徴とする請求項８に記載の運転床閉じ込め区画。
10. 炉心と、
    前記炉心を収容する原子炉圧力容器と、
    前記原子炉圧力容器を収納するドライウェルと、
    前記ドライウェルとＬＯＣＡベント管を介して連結された圧力抑制プールを下部に収納し上部にウェットウェル気相部を有するウェットウェルと、
    少なくとも前記ドライウェルと前記ＬＯＣＡベント管と前記ウェットウェルとからなる原子炉格納容器と、
    原子炉格納容器ヘッドと、
    前記原子炉格納容器ヘッドの周囲を囲む原子炉ウェルと、
    主蒸気配管と、
    前記主蒸気配管を収納し耐圧性を有さない原子炉建屋の設備エリアと、
    前記原子炉ウェルの周囲に設けられ耐圧性と漏えい抑制機能を有し前記原子炉建屋の設備エリアと連通する階段、エレベーター、エレベーターシャフト、機器ハッチを設けない運転床と、
    前記運転床を取り囲み耐圧性と漏えい抑制機能を有する側壁と、
    前記側壁の上部に設けられ耐圧性と漏えい抑制機能を有する天井と、
    前記原子炉ウェルと燃料プールスロットを介して隣接し耐圧性と漏えい抑制機能を有する燃料プールと、
    前記原子炉ウェルと水門を介して隣接し耐圧性と漏えい抑制機能を有する機器ピットと、
    前記運転床と、前記運転床を取り囲む側壁と、前記側壁の上部に設けられた天井と、前記原子炉ウェルと、前記燃料プールと、前記機器ピットと、前記側壁に設けられた機器ハッチと、前記側壁に設けられたエアロックと、貫通部に設けられた隔離弁と、から成り、耐圧性と漏えい抑制機能を有する圧力バウンダリーを構成し、前記原子炉格納容器ヘッドを介して前記原子炉格納容器と接し、前記原子炉建屋の設備エリアから隔離されブローアウトパネルが設けられていない運転床閉じ込め区画と、
    から成ることを特徴とする原子力プラント。

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