JPH0317319B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は、原子炉格納容器に係り、特に圧力抑
制室を有するものに適用するに好適な原子炉格納
容器に関する。

〔発明の背景〕

従来の原子炉格納容器について第５図及び第６
図により以下に説明する。

原子炉圧力容器１は、支持構造物２を介してペ
デスタル３によつて支持固定されている。ペデス
タル３の内側は制御棒駆動装置（CRR）室４に
なつており、CR変換時の搬出入のためにペデス
タル３の側壁に搬出入口５が設置されている。

原子炉圧力容器１からの放射熱及びγ線を遮蔽
するためにγ線遮蔽体６が原子炉圧力容器１を取
囲むようにペデスタル３上に設置されている。

原子炉圧力容器１の主要な周辺機器としては、
冷却材の再循環系配管２０、再循環ポンプ７、主
蒸気配管２１及び主蒸気隔離弁８がある。再循環
ポンプ７はポンプのキヤビテーシヨン防止のため
に第５図に示すように原子炉圧力容器１より低い
位置に配置されている。また、主蒸気隔離弁８は
主蒸気配管２１の引き回し上の都合によりベント
管９より上方に配置されている。

これらの機器・構造物を格納しているのがドラ
イウエル１０である。ベント管９は、ドライウエ
ル１０の下部側壁に取付けられ、そして圧力抑制
室１１内に挿入されている。圧力抑制室１１内に
は冷却水１２が充填されておりベント管９に取付
けられたダウンカマ１３が冷却水１２中に水浸し
ている。

万一の再循環系配管２０または主蒸気配管２１
の破断事故、すなわち冷却材喪失事故（LOCA）
時には、原子炉圧力容器１内の高温・高圧の冷却
材（水と蒸気）がドライウエル１０内に放出され
るので、ドライウエル１０内の圧力が上昇してベ
ント管９、ダウンカマ１３を通つてドライウエル
１０内のガス及び蒸気が圧力抑制室１１内に流入
する。この時、蒸気は、冷却水１２で凝縮するの
で、原子炉格納容器（ドライウエル１０及び圧力
抑制室１１）の全体の圧力が抑制される。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、原子炉圧力容器の支持体の耐
震性を向上させるとともにドライウエル内の空間
容積を減少できる原子炉格納容器を提供すること
にある。

〔発明の概要〕

本発明の特徴は、原子炉圧力容器の支持体をド
ライウエル内でドライウエル軸心から外側に向つ
て放射状に配置し、支持体の外面がドライウエル
の内面に接していることにある。

〔発明の実施例〕

本発明の好適な一実施例を第１図及び第２図に
基づいて説明する。第１図は、第２図の−断
面を示す。

原子炉格納容器は、原子炉圧力容器１を支持す
るペデスタル３、ベント管９、ドライウエル１
０、圧力抑制室１１及びコンクリート補強体１５
を有している。ドライウエル１０内の下部には、
ベースコンクリート１４が打設されている。この
ベースコンクリート１４に、ペデスタル３が設置
されている。ペデスタル３は、ドライウエル１０
内の中央に位置している。ドライウエル１０内に
配置された原子炉圧力容器１が、ペデスタル３上
に据付けられる。γ線遮蔽体６は、ペデスタル３
上に設置され、原子炉圧力容器１の周囲を取囲ん
でいる。ペデスタル３に取囲まれて制御棒駆動装
置室４がある。

内部に冷却水１２が充填されたドーナツ状の圧
力抑制室１１は、ドライウエル１０の周囲を取囲
んで配置されている。ドライウエル１０に一端が
接続されてドライウエル１０内の空間に連絡され
たベント管９は、その他端を圧力抑制室１１内に
挿入されている。圧力抑制室１１内で冷却水１２
の液面上方に配置されたリングヘツダ１６は、ベ
ント管９に接続されている。ダウンカマ１３は、
リングヘツダ１６に接続され、下端が冷却水１２
中に浸漬されている。

ベント管９、リングヘツダ１６及びダウンカマ
１３は、後述するように冷却材喪失事故時に蒸気
をドライウエル１０から圧力抑制室１１内に排出
する蒸気排出管である。

再循環系配管２０が、原子炉圧力容器１に接続
されている。再循環ポンプ７が、再循環系配管２
０に設置されている。再循環ポンプ７及び再循環
系配管２０は、ドライウエル１０内に設置されて
いる。再循環ポンプ７は、ベースコンクリート１
４の上面より上方でしかもペデスタル３の上端よ
り下方の位置に配置されている。原子炉圧力容器
１に接続された主蒸気配管２１は、ペデスタル３
の上端より上方に配置されている。

コンクリート補強体１５は、第２図に示すよう
にペデスタル１５の外面及びドライウエル１０の
内面に接触している。２個のコンクリート補強体
１５が、ドライウエル１０の軸心から放射状に設
置されている。コンクリート補強体１５は、横断
面でペデスタル３の軸心から約60度の角度で外側
に向つて広がつている。再循環ポンプ７は、２つ
のコンクリート補強体１５の間に配置されてい
る。コンクリート補強体１５はベースコンクリー
ト１４上に設置され、コンクリート補強体１５の
上端のレベルは、ペデスタル３の上端のレベルに
一致している。コンクリート補強体１５内には、
鉄筋が入つているが、その鉄筋量はペデスタル３
のその量に比べて少なくなつている。コンクリー
ト補強体１５を用いることによつて、ペデスタル
３内の鉄筋量を従来に比べて少なくできる。

ベント管９は、コンクリート補強体１５の設置
により従来の８本から６本に減少される。しかし
全ベント管９の流量断面積の合計が従来の８本の
ベント管の流量断面積に等しくなるように、本実
施例のベント管の内径を従来のベント管のそれよ
りも大きくする。

本実施例によれば、コンクリート補強体１５は
ペデスタル３（原子炉圧力容器１の支持体）の半
径方向の補強体として作用する。従つて、コンク
リート補強体１５によつてペデスタル３の耐震性
が向上する。コンクリート補強体１５の設置によ
りドライウエル１０内の内部空間容積が減少す
る。従つて、ドライウエル１０内のガス量が少な
くなるので、圧力抑制室１１内の冷却水１２上方
の空間容積を小さくすることができ、その分、圧
力抑制室１１を小型化できる。すなわち、冷却材
喪失事故が生じると、再循環系配管２０の破損箇
所から原子炉圧力容器１内の高圧高温の冷却水は
蒸気となつてドライウエル１０内に放出される。
この蒸気の放出により、ドライウエル１０内の非
凝縮性のガス（例えば、N₂）が、蒸気とともに
ベント管９、リングヘツダ１６及びダウンカマ１
３を通して圧力抑制室１１内の冷却水１２中に放
出される。蒸気は、冷却水１２中で凝縮される。
しかしながらこのガスは凝縮されず、圧力抑制室
１１内の冷却水１２上方の空間に達し、この空間
の圧力を上昇させる。この空間の容積は、冷却水
喪失事故時における非凝縮性ガスの流入による圧
力上昇を小さくするためにドライウエル１０内の
空間容積に対応して決められている。従つて、ド
ライウエル１０内の空間容積が小さくなると圧力
抑制室１１内の空間の容積を減少できる。ドライ
ウエル１０内の内部空間容積の減少は、ドライウ
エル１０内を空調する空調設備の容量を低減でき
る。その他、コンクリート補強体１５を利用して
配管等のサポートの取付けが容易にできる。

ペデスタル３から半径方向で外側に向つて伸び
ているコンクリート補強体１５は、ペデスタル３
の一部である。

本発明の他の実施例である原子炉格納容器を第
３図及び第４図に示す。第１図及び第２図に示す
実施例と同一構成は同一符で示す。前述した実施
例と異なる点は、コンクリート補強体１５Ａの構
造である。本実施例において３つのコンクリート
補強体１５Ａは、ドライウエル１０の軸心から三
方に向つて放射状に伸びている。各々のコンクリ
ート補強体１５Ａは、ドライウエル１０の内面に
接している。３個のコンクリート補強体１５Ａの
中心側の上端に、原子炉圧力容器１が設置され
る。本実施例では、コンクリート補強体１５Ａ
は、ペデスタルである。再循環ポンプ７は、コン
クリート補強体１５Ａの間にある。本実施例にお
いても、前述した実施例と同様な効果が得られ
る。さらに、本実施例では、制御棒駆動装置室４
への搬出入口５が大きくとれるので、制御棒駆動
装置等の機器の搬出入作業が容易になる。

〔発明の効果〕

本発明によれば、原子炉容器の支持体の耐震性
が著しく向上し、しかも圧力抑制室を小型化する
ことができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の好適な一実施例である沸騰水
型原子炉の原子炉格納容器の縦断面図、第２図は
第１図の−断面図、第３図は本発明の他の実
施例である原子炉格納容器の縦断面図、第４図は
第３図の−断面図、第５図は従来の原子炉格
納容器の縦断面図、第６図は第５図の−断面
図である。 １……原子炉圧力容器、３……ペデスタル、７
……再循環ポンプ、９……ベント管、１０……ド
ライウエル、１１……圧力抑制室、１２……冷却
水、１５，１５Ａ……コンクリート補強体。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 原子炉圧力容器を内蔵するドライウエルと、
   前記ドライウエルの半径方向に放射状に伸びて外
   面が前記ドライウエル内面に接触するとともに、
   前記原子炉圧力容器を支持すると支持体と、冷却
   材が充填された圧力抑制室と、一端部が前記ドラ
   イウエルに接続されて他端部が前記圧力抑制室の
   冷却材中に浸漬された蒸気排出管とからなる原子
   炉格納容器。