JPH0471477B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、原子炉格納設備に係り、特に冷却材
喪失事故時の原子炉格納容器の冷却と放射性物質
の放出低減に好適な自然放熱型格納容器に関す
る。

〔従来の技術〕

従来技術の例としては、沸騰水型原子炉設備の
圧力抑制室を有する原子炉格納容器が公知であ
る。従来の沸騰水型原子炉設備における原子炉格
納容器は、第２図に示す如く、原子炉圧力容器１
を取り囲む容器であり、上方の原子炉容器を囲む
空間をドライウエル２と称し、下方のプール水３
を満した容器を圧力抑制室４と称する。

ドライウエル２と圧力抑制室４とは、ベント管
１５で連結した構造となつており、ベント管１５
は、圧力抑制室４に貯水した圧力抑制プール３に
その開放端を水浸けした構造となつている。

ドライウエル２には、原子炉圧力容器１を始め
高温・高圧の冷却材を内包する原子炉１次系配管
機器類が配置されている。また、格納容器内には
冷水を散水するための格納容器スプレイヘツダ１
９が設けられている。

又、冷水をスプレイヘツダ１９に供給するため
残留熱除去ポンプ１７、残留熱除去熱交換器１８
及び圧力抑制プールからこれらの機器を経由して
スプレイヘツダ１９へ配管が設置されている。更
に残留熱除去熱交換器１８から圧力抑制プール３
へ戻る配管も設けられている。

原子炉１次系の配管が万一破断した場合を想定
すると、ドライウエル２内に高温・高圧の原子炉
１次系冷却材が放出され、放出された蒸気と水の
混合物はベント管１５を経由して圧力抑制プール
３で冷却、凝縮することによつて、ドライウエル
２の内部圧力上昇を抑制することができる。

破断口から冷却材の流出が終了すると、スプレ
イを作動させることにより、原子炉格納容器内の
高温・高圧の蒸気を凝縮させ、原子炉格納容器内
の圧力を急激に低下することができる。

前記蒸気ブローダウンにより圧力抑制プール３
水温が上昇すると、残留熱除去熱交換器により圧
力抑制プール水を冷却し、圧力抑制プール３へ戻
し、プール水を冷却する。

以上のように、従来の原子炉格納容器は、原子
炉１次系の配管が万一破断した場合、事故の短期
においては、圧力抑制プール３水中での蒸気凝縮
により圧力抑制を達成し、事故の長期においては
スプレイヘツダ３からの散水による蒸気凝縮によ
り圧力抑制を達成するとともに、残留熱除去熱交
換器を使つて圧力抑制プール水の温度上昇を抑制
している。前者の圧力抑制プール３における圧力
抑制機能には、ベント管１５のみから構成されて
いるので、固有の安全性を確保する上でも充分で
ある。一方、原子炉格納容器の長期間の冷却なら
びに圧力抑制プール３の冷却を行うためには、残
留熱除去ポンプ１７、熱交換器１８および電動弁
等の動的機器が必要であつた。

一方、本願の出願人による先願として、第３図
に示す例がある。この例ではアニユラス部７への
万一の放射性物質の漏えいが発生した場合を想定
し、大気中に放出されないように非常用ガス処理
系配管２２とフイルタ２１による非常用ガス処理
系が設置されている。しかし、アニユラス部７と
格納容器外周プール６とを分離する仕切板がない
ため、原子炉冷却材配管破断事故が万一発生した
場合、格納容器外周プール６から発生する蒸気
と、アニユラス部７へ漏えいした放射性物質が混
合し、放射性物質を含んだ多量の雰囲気となり非
常用ガス処理系の系統処理容量が増大する。更
に、高湿度の雰囲気をフイルタ２１で処理するこ
とからフイルタの処理効率を低下させるという課
題がある。

〔発明が解決しようとする問題点〕

上記従来例は、圧力抑制プール水中において、
冷却材喪失事故時に放出された蒸気を冷却・凝縮
させるため大量の水を保有する必要があり、圧力
抑制プール冷却の長期の冷却のため残留除去熱交
換器が必要であつた。また、冷却材喪失事故時に
２次格納容器上部に漏洩した放射性物質を除去す
る際に、原子炉格納容器と格納容器外周プール水
との熱交換により、発生する清浄蒸気により、非
常用ガス処理系の系統容量が増大し、かつ高温度
の雰囲気がフイルタに流れ除去効率を低下させる
恐れがある。

本発明の目的は、残留熱除去熱交換器を設置せ
ずに冷却材喪失事故時の原子炉冷却を可能とする
とともに、非常用ガス処理系の効率の向上と容量
の低減を合わせて可能とする事にある。

〔問題点を解決するための手段〕

上記目的は、炉心を内蔵した原子炉圧力容器
と、前記圧力容器を格納するドライウエルと、前
記ドライウエル内の蒸気を導入して蒸気凝縮を成
す圧力抑制室と、前記ドライウエルと前記圧力抑
制室とを囲う建屋と、前記ドライウエルから前記
ドライウエルの壁を貫通して前記建屋側へ導かれ
た配管とを備えた原子炉格納設備において、前記
圧力抑制室の外周囲に設けた外周プールと、前記
配管の貫通部より下方であつて、前記外周プール
のプール水面よりも上方に前記外周プールを上方
と下方との空間に分割する仕切板を設け、前記下
方の空間中の気層中に入り口を有して前記外周プ
ールから外部へ導きだされた排出通路を設け、前
記上方の空間の内側に入り口を有する非常用ガス
処理系を備えたことを特徴とした原子炉格納設備
によつて達成される。

〔作 用〕

本発明の特徴は、動的駆動力を用いず原子炉格
納容器壁面を通して圧力抑制プールから熱が格納
容器外周プールへ伝達し、発生蒸気を最終的に大
気に逃がすとともに、格納容器から漏洩した放射
能を非常用ガス処理系で除染した後に放出するこ
とである。

本発明では、原子炉格納容器内の熱を大気中に
逃がす際に、鋼製PCV壁面から外周プールに熱
を伝え、更に外周プールの蒸気により大気に熱は
伝えられ、動的機器なしに残留熱の除去を達成す
ることができる。

また、放射能の除去は、PCVからの漏洩雰囲
気を清浄プールで発生する蒸気から区分して非常
用ガス処理系で処理できるので設備容量を低減で
きる。

〔実施例〕

以下、本発明の一実施例を第１図により説明す
る。

第１図は、本発明の実施例による自然放熱型格
納容器を示すもので、原子炉圧力容器１を取り囲
むドライウエル２及び圧力抑制プール３を内包す
る圧力抑制室４から構成される原子炉格納容器が
あり、前記原子炉格納容器外壁９と原子炉建屋５
とを継なぐ仕切板１２が設けられている。前記仕
切板１２の下部には、原子炉格納容器と原子炉建
屋５との間のアニユラス部７に水を張つた格納容
器外周プール６が存在し、仕切板１２と格納容器
外周プール６との間の清浄領域１３からは原子炉
建屋外部に通じる数本のベントパイプ８から構成
されている。また、前記格納容器外周プール６を
水源とし、原子炉格納容器壁面９へ散水する格納
容器スプレイ配管１６、散水した水を仕切板にう
け、ここから格納容器外周プール６へ導くベント
管１０で構成されている。

格納容器外周プール６は、原子炉格納容器壁面
９からの熱伝達面積を増加させるとともに事故後
ある期間（〜３日間）放置できるだけの水量を確
保するため、圧力抑制プール３より高い水位を有
している。

又、アニユラス部７は、水密性の壁としている
ため原子炉建屋５へ水が漏えいすることはない。

仕切板１２の下部は原子炉格納容器貫通部を設
けないことにより清浄領域１３とすることがで
き、仕切板には原子炉格納容器外壁９と原子炉建
屋の熱膨張と地震時の歪を十分吸収する構造とす
る。また、清浄領域１３で発生した蒸気は、原子
炉建屋５を貫通し大気中に開放されているベント
パイプ８により大気に開放される。

原子炉格納容器貫通配管は、仕切板１２よりも
上方における原子炉格納容器壁面９部位を貫通し
ているから、その貫通部から万一、冷却材喪失事
故時にアニユラス部７へ漏えいした放射性物質
を、配管２２の途中にフイルター２１を備えて成
る非常用ガス処理系を用いて除去することができ
る。

アニユラス部７から格納容器外周プール６へ通
じるベント管１０は、格納容器外周プール６水中
に達しているため、清浄領域１３への放射性物質
の拡散はない。

冷却材喪失事故時に原子炉格納容器内部と外部
の熱伝達を向上させるため、格納容器外周プール
６を水源とする格納容器スプレイポンプ１４、お
よび原子炉格納容器壁面９に均一に散水する格納
容器外側スプレイヘツダ１１を設置する。

散水された水は原子炉格納容器外壁９をつたわ
り、仕切板１２へ集収され、ベント管１０により
格納容器外周プール６へ落下し戻る。

以下に、本発明の熱除去機能と、放射性物質拡
散防止機能について説明する。

原子炉格納容器内での、一次系冷却材配管破断
事故時には、破断口から放出されるブローダウン
エネルギにより原子炉格納容器内が高温高圧とな
る。さらに炉心では長期に渡り崩壊熱が発生し、
原子炉の安全性を確保するためには、前記の崩壊
熱を除去する必要がある。

万一の冷却材喪失事故が発生した場合、本発明
では、ブローダウン蒸気及び炉心で発生するエネ
ルギーを圧力抑制プール３で凝縮するので、ま
ず、プール水温が上昇する。

プールに放出された熱は、原子炉格納容器壁面
９を通し格納容器外周プール６につたえられやが
て外周プール水が沸騰を開始する。

格納容器外周プール６で発生した蒸気はベント
パイプ８を介して大気に放出されるが、格納容器
外周プール６は清浄領域１３にある為、放射性物
質の大気放出はない。なお、格納容器外周プール
水を格納容器スプレイポンプ１４及び格納容器外
側スプレイヘツダ１１を介し、原子炉格納容器壁
面に散水し、除熱効果を向上させることができ
る。

原子炉格納容器内での冷却材喪失事故が発生し
た場合、炉心から放出された放射能は原子炉格納
容器に格納される。本実施例では、原子炉格納容
器貫通部が仕切板１２よりも上方の原子炉格納容
器壁面９部位に存在するから、万一、放射能が原
子炉格納容器貫通部より原子炉格納容器外へ漏え
いするとしても、漏えい雰囲気を清浄プールで発
生する蒸気から区分して非常用ガス処理系で処理
できるので設備容量を低減できる。原子炉圧力容
器１からの配管２３が格納容器外壁９を貫通する
部分、即ち原子炉格納容器貫通部２３は、格納容
器ドライウエル２内から放射性物質がアニユラス
部７へリークしやすい部分である。この為、第１
図に示す位置に仕切板１２を設けて、リークを受
け入れる空間領域とリークを受け入れない清浄な
領域とに仕切板１２で分割して、各領域特有な処
置をほどこしている。

仕切板１２は、好ましくは、建屋５側と格納容
器外壁９側との熱ぼうちよう差等の移動差を吸収
するために、第４図の如く、仕切板１２を左右に
分割し、その分割端間のベローズ３０で連結して
仕切板１２の上方と下方の空間を仕切る。このよ
うにすればベローズ３０の自由な動きにより、前
記の移動差を吸収して安全である。

〔発明の効果〕

本発明によれば、原子炉格納容器が外周プール
という静的機器により自然に水冷冷却されるか
ら、従来の熱交換器を用いた残留熱除去系が省略
出来て、原子炉冷却の信頼性が向上するととも
に、アニユラス部の仕切板よりも上方に原子炉格
納容器配管貫通部を配備し、その上方の空間に非
常用ガス処理系の入り口を備えたから、原子炉格
納容器内からその貫通部を通して外部へ漏れでる
雰囲気を非常用ガス処理系で除染でき、その漏洩
雰囲気は仕切板により仕切板下方の清浄領域の雰
囲気と混ざり合いにくいので、非常用ガス処理系
は仕切板下方の領域の雰囲気までも処理する必要
が無く、非常用ガス処理系の処理効率が良くな
り、且つ設備容量が小型化できる、という効果が
得られる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例である自然放熱型格
納容器を示す縦断面図、第２図は従来の原子炉格
納容器を示す縦断面図、第３図は本願出願人によ
る先願にかんする自然放熱型格納容器を示す縦断
面図、第４図は第１図Ａ部の変形例を示す要部の
縦断面図。 １…原子炉圧力容器、２…ドライウエル、３…
圧力抑制プール、４…圧力抑制室、５…原子炉建
屋、６…格納容器外周プール、７…アニユラス
部、８…ベントパイプ、９…原子炉格納容器壁
面、１０…ベント管、１１…格納容器外側スプレ
イヘツダ、１２…仕切板、１３…清浄領域、１４
…格納容器スプレイポンプ、１５…ベント管、１
６…格納容器スプレイ配管、１７…残留熱除去ポ
ンプ、１８…残留熱除去熱交換器、１９…格納容
器スプレイヘツダ、２０…炉心、２１…非常用ガ
ス処理系フイルタ、２２…非常用ガス処理系配
管。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 炉心を内蔵した原子炉圧力容器と、前記圧力
   容器を格納するドライウエルと、前記ドライウエ
   ル内の蒸気を導入して蒸気凝縮を成す圧力抑制室
   と、前記ドライウエルと前記圧力抑制室とを囲う
   建屋と、前記ドライウエルから前記ドライウエル
   の壁を貫通して前記建屋側へ導かれた配管とを備
   えた原子炉格納設備において、前記圧力抑制室の
   外周囲に設けた外周プールと、前記配管の貫通部
   より下方であつて、前記外周プールのプール水面
   よりも上方に前記外周プールを上方と下方との空
   間に分割する仕切板を設け、前記下方の空間中の
   気層中に入り口を有して前記外周プールから外部
   へ導きだされた排出通路を設け、前記上方の空間
   の内側に入り口を有する非常用ガス処理系を備え
   たことを特徴とした原子炉格納設備。