JPH08146184A - 原子炉格納容器 - Google Patents

原子炉格納容器

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JPH08146184A
JPH08146184A JP7236980A JP23698095A JPH08146184A JP H08146184 A JPH08146184 A JP H08146184A JP 7236980 A JP7236980 A JP 7236980A JP 23698095 A JP23698095 A JP 23698095A JP H08146184 A JPH08146184 A JP H08146184A
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JP
Japan
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cooling
containment vessel
heat exchanger
cooling system
reactor containment
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JP7236980A
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English (en)
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Kazumi Matsushita
和海 松下
Hitoshi Muta
仁 牟田
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Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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Publication date
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    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

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Abstract

(57)【要約】 【課題】シビアアクシデント時の原子炉格納容器からの
除熱を高信頼性で行い、原子炉格納容器の破損を防止
し、かつ核分裂生成物を放出することなく安全にシビア
アクシデントを収束する。 【解決手段】原子炉格納容器１のドライウエル２内にド
ライウエル内熱交換器３とドライウエル内ブロア４を設
置する。ドライウエル内熱交換器３の二次側には循環配
管９が接続し、この循環配管９には通常冷却系６と予備
冷却系14が接続している。通常冷却系６は機器冷却ポン
プ７，機器冷却熱交換器８，海水ポンプ13を具備し、予
備冷却系14は予備冷却ポンプ15、予備冷却熱交換器16お
よび予備海水ポンプ17を具備している。循環配管９に予
備冷却冷却系14の予備冷却ポンプ15と予備冷却熱交換器
16が循環接続している。

Description

【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は原子炉格納容器に係
り、特にシビアアクシデントを安全に収束できるように
構成した原子炉格納容器に関する。
【０００２】
【従来の技術】原子力発電所に設置されている沸騰水型
原子炉（以下ＢＷＲという）の原子炉格納容器は一般に
ドライウエルとウエットウエルにより構成され、ドライ
ウエル内には原子炉圧力容器（以下ＲＰＶという）や原
子炉一次系が内包され、ウエットウエル内にはサプレッ
ションプール水が収容される。
【０００３】原子炉格納容器の設計に当たってはその設
計基準事象である原子炉一次系配管の破断にともなう冷
却材喪失事故を想定して厳重に行うことが我国の指針で
義務づけられている。
【０００４】一次系配管破断時には流出した一次系冷却
水は一部は蒸気となり、ドライウエルからサプレッショ
ンプールへベント管を通して導かれ、水蒸気は凝縮する
ため、原子炉格納容器内の圧力上昇を抑制する構造とな
っている。蒸気の凝縮によってサプレッションプールの
水温が上昇すると、残留熱除去系（以下ＲＨＲという）
を運転することによってサプレッションプールの除熱を
行うことができ、サプレッションプールの温度を常に低
く保つことができる。
【０００５】通常運転時に原子炉格納容器や原子炉一次
系から放出される熱を除去し、ドライウエル内の温度が
上昇しないように一定の温度範囲に制御する目的で、ド
ライウエルクーラが設けられている。
【０００６】ドライウエル冷却系を有する原子炉格納容
器の第１の例は図22に示したように原子炉格納容器１内
のドライウエル２内に設置された熱交換器３と、この熱
交換器３を通してドライウエル２内の雰囲気を循環する
ためにブロア４とダクト（図示せず）の他に熱交換器３
の二次側に冷却水を移送し最終的にドライウエル２内の
熱を発電所外の海洋５へ移送する通常冷却系６で構成さ
れている。通常運転時にドライウエル２の温度を制御し
ている。
【０００７】ドライウエル２内に設置されたドライウエ
ル冷却系の熱交換器３の二次側冷却水は、機器冷却ポン
プ７から機器冷却熱交換器８を通して循環配管９を経て
熱交換器３へ移送される。この冷却水は、ＲＨＲ熱交換
器用負荷10や他の機器の冷却用負荷11へも必要により移
送される構成となっている。機器冷却熱交換器８の二次
側の冷却は、海水12を海水ポンプ13により機器冷却熱交
換器８へ移送することで行われる。
【０００８】また、ドライウエル冷却系はドライウエル
内に設置された複数台の熱交換器と、これを通してドラ
イウエル内のガスを循環するための複数台のブロアとダ
クトの他に、熱交換器の二次側の冷却水を循環し、ドラ
イウエルの熱を最終的に発電所外の海洋へ移送する冷却
系から構成され、通常運転時のドライウエル内の温度を
制御している。
【０００９】すなわち、図23は非常用ドライウエル冷却
系を有する原子炉格納容器の第２の例を示す概略図で、
ドライウエル２内の雰囲気を原子炉格納容器外に設置さ
れたブロア４ａにより取り出し、熱交換器３ａにより冷
却し再びドライウエル２に戻すことにより、原子炉格納
容器から除熱を行っている。
【００１０】熱交換器３ａの二次側冷却水は、原子炉機
器冷却ポンプ７から原子炉機器冷却系熱交換器８を通し
て非常用ドライウエル冷却系熱交換器へ移送される。原
子炉機器冷却系循環配管９の冷却水は必要に応じて残留
熱除去熱交換器10や系統の冷却用負荷11にも移送される
ように構成されている。原子炉機器通常冷却系６の二次
側の冷却は、海水12を原子炉機器冷却海水系ポンプ13に
より原子炉機器冷却系熱交換器８へ移送することで行わ
れる。
【００１１】近年、原子力発電所では、現実には有り得
ないほど可能性が小さいことであるが、異常な事象が発
生し、ＲＨＲが多重に故障し、原子炉格納容器からの除
熱が完全にできないような事故や、或いはＲＰＶへの冷
却水の補給手段が多重に喪失してしまう事故（以下シビ
アアクシデントという）を想定し、その場合にも原子力
発電所の安全性が保てるように対策を講じている。
【００１２】原子炉格納容器からの除熱が完全に喪失す
るようなシビアアクシデントが発生し、この状態が長時
間継続すると原子炉格納容器内は高温高圧状態となる。
すなわち、ドライウエルおよびウエットウエルには高温
になった蒸気や非凝縮性ガスがたまり、原子炉格納容器
内は高温高圧状態となる。
【００１３】このようなシビアアクシデントを想定して
ドライウエルやウエットウエル内の高温の蒸気や非凝縮
性ガスをサプレッションプールを通して排気塔から大気
中へ放出するための原子炉格納容器ベント設備を設置す
ることが検討されている。
【００１４】
【発明が解決しようとする課題】原子炉格納容器ベント
設備を起動して原子炉格納容器内の雰囲気を放出する
と、サプレッションプールの水によって原子炉格納容器
雰囲気の中に含まれる核分裂生成物（以下ＦＰという）
はサプレッションプール水中に保持されるため、大気中
へ放出されるガスの中にはほとんどＦＰは含まれない
が、僅かなＦＰが大気中へ放出される可能性がある。
【００１５】一方、原子炉格納容器からの除熱手段とし
て、通常運転中はドライウエル内に設置した冷却装置
（以下ドライウエルクーラという）を使用することが現
在検討されている。ドライウエルクーラによる除熱では
原子炉格納容器内の雰囲気が直接大気中へ放出されるこ
とはないが、ドライウエルクーラは通常運転時の除熱が
目的であるため、シビアアクシデント時の高温高圧蒸気
雰囲気下では原子炉格納容器からの十分な除熱には課題
がある。
【００１６】また、ドライウエルクーラは一般にＲＨＲ
の冷却系と兼用しているため、冷却系の故障でＲＨＲが
喪失した場合にはドライウエルクーラも使用できなくな
る課題があり、そのうえドライウエルクーラの信頼性は
低いという課題がある。
【００１７】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、シビアアクシデント時にもＦＰを大気中へ放
出することなく原子炉格納容器の除熱を行うことがで
き、破損を防止して信頼性の高い原子炉格納容器を提供
することにある。
【００１８】本発明の他の目的はシビアアクシデント時
にドライウエルからの除熱を単独で行うことができ、Ｒ
ＨＲが機能喪失した場合でも、原子炉格納容器からの除
熱を可能にし、原子炉格納容器の破損を防止して健全性
を維持し、シビアアクシデントを完全に収束することが
できる原子炉格納容器を提供することにある。
【００１９】
【課題を解決するための手段】請求項１の発明は、原子
炉格納容器のドライウエル内に設置されたドライウエル
内熱交換器と、このドライウエル内熱交換器の一次側に
接続されたドライウエルブロアと、前記ドライウエル内
熱交換器の二次側に接続された循環配管と、この循環配
管を介して接続した機器冷却ポンプ，機器冷却熱交換器
および海水ポンプを有する通常冷却系と、前記循環配管
から分岐して接続された予備冷却系とを具備したことを
特徴とする。
【００２０】請求項２の発明は、前記予備冷却系は予備
冷却ポンプおよび予備冷却熱交換器が接続され、前記予
備冷却熱交換器に予備海水ポンプが接続されていること
を特徴とする。請求項３の発明は、前記予備冷却系は海
水を直接循環させる海水循環系路と海水ポンプを有する
ことを特徴とする。
【００２１】請求項１から３の発明によれば、ドライウ
エルクーラの冷却系が通常運転時に使用する系統に加え
て、同等の能力のある予備冷却系を有している。このた
め、通常の冷却系が故障したことにより原子炉格納容器
からの除熱が全く喪失した場合にも冷却系を通常の冷却
系から予備冷却系へ切り換えて使用することでドライウ
エルクーラによる原子炉格納容器からの除熱が可能とな
る。
【００２２】請求項４の発明は、前記予備冷却系は予備
冷却ポンプと空気冷却器とが接続されたものからなるこ
とを特徴とする。請求項４の発明によれば、専用冷却系
あるいは予備冷却系が通常の海水による冷却系ではなく
空気冷却器と冷却水を移送するためのポンプを有する構
成である。このため、海水冷却系を点検する期間におい
ても当該ドライウエルクーラは使用することが可能であ
る。また、冷却方法が通常冷却系と異なるため通常冷却
系の故障時に同様な要因による共通要因故障が発生する
可能性がなくなる。
【００２３】請求項５の発明は、前記ドライウエルブロ
ア，海水ポンプ，予備冷却ポンプ，予備海水ポンプには
常用電源と非常用電源が接続されてなることを特徴とす
る。請求項５の発明によれば、ドライウエルクーラの運
転に必要な電源は非常用電源から供給するものである。
このため、外部電源に依存する常用電源が喪失してドラ
イウエルクーラが使用できない場合にも、非常用ディー
ゼル発電機から供給される非常用電源で運転が可能であ
る。
【００２４】請求項６の発明は、原子炉格納容器のドラ
イウエル内に設置されたドライウエル内熱交換器と、こ
のドライウエル内熱交換器の一次側に接続されたドライ
ウエル内ブロアと、前記ドライウエル内熱交換器の二次
側に専用ドライウエル冷却系を接続し、この専用ドライ
ウエル冷却系は専用冷却ポンプ、専用冷却熱交換器およ
び専用冷却海水ポンプが接続されたものからなることを
特徴とする。
【００２５】請求項６の発明によれば、ドライウエルク
ーラの冷却系が専用の冷却系を有しているため、ＲＨＲ
による原子炉格納容器の除熱が冷却系の故障により発生
した場合には、ドライウエルクーラの冷却系とは異なっ
ており、ドライウエルクーラの機能を維持できる。
【００２６】請求項１から６までの発明によれば、シビ
アアクシデント時のドライウエルクーラの信頼性が向上
し、シビアアクシデント時にも原子炉格納容器からの除
熱がより確実に行うことができる。
【００２７】請求項７の発明は、原子炉格納容器のドラ
イウエル内に設置されたドライウエル内熱交換器と、こ
のドライウエル内熱交換器の一次側に接続されたドライ
ウエル内ブロアと、前記ドライウエル内熱交換器の二次
側に接続された循環配管と、この循環配管を介して接続
した機器冷却ポンプおよび機器冷却熱交換器と海水ポン
プを有する冷却系とからなり、前記ドライウエル内熱交
換器およびドライウエル内ブロアとを耐環境条件維持設
備により包囲してなることを特徴とする。
【００２８】請求項７の発明によれば、ドライウエルに
設置されたドライウエルクーラのブロアと熱交換器がシ
ビアアクシデント時の高温，高圧，高湿度，水雰囲気に
耐えられる耐環境性能を有するため、激しい環境条件に
至るシビアアクシデントの場合にもドライウエルクーラ
による除熱は十分行われる。
【００２９】また、非常用ドライウエル冷却系が単独で
原子炉格納容器からの除熱を行うことを可能としている
ため、事故時に原子炉格納容器からの除熱を行うＲＨＲ
が多重故障で機能喪失しているような場合でも、原子炉
格納容器からの除熱を確実に行うことにより原子炉格納
容器の破損を防止し、ＦＰの大量放出を回避することが
できる。
【００３０】請求項８の発明は、原子炉格納容器内のド
ライウエルに接続し原子炉格納容器の外部に設置された
ドライウエル外ブロアと、このドライウエル外ブロアに
接続し、一次側を前記ドライウエルに接続するドライウ
エル外熱交換器と、このドライウエル外熱交換器の二次
側に接続した非常用ドライウエル冷却系機器冷却系とか
らなり、前記非常用ドライウエル冷却系機器冷却系は非
常用ドライウエル冷却系機器冷却ポンプと非常用ドライ
ウエル冷却系機器冷却熱交換器および非常用ドライウエ
ル冷却系機器冷却海水ポンプとを具備したことを特徴と
する。
【００３１】請求項８の発明によれば、非常用ドライウ
エル冷却系の二次冷却系が専用の冷却系であるため、Ｒ
ＨＲの二次冷却系が機能喪失した場合でも、非常用ドラ
イウエル冷却系は、影響を受けることなく原子炉格納容
器からの除熱を可能としている。
【００３２】請求項９の発明は、前記非常用ドライウエ
ル冷却系機器冷却系の代りに非常用ドライウエル冷却系
機器空気冷却系を接続し、この非常用ドライウエル冷却
系機器空気冷却系は非常用ドライウエル冷却系機器空気
冷却系ポンプおよび空気冷却器を具備したことを特徴と
する。
【００３３】請求項９の発明によれば、非常用ドライウ
エル冷却系の二次冷却系が空気冷却器と冷却水を移送す
るポンプを有している。通常の海水冷却系であると取水
口等の点検を行う期間は系統が使用不能になるが、これ
に対して本実施例では空気冷却器による冷却であるた
め、この期間も系統が使用可能となり、冷却方式が通常
の冷却系と異なっているため、共通要因故障の発生を抑
止することができる。
【００３４】請求項１０の発明は、前記ドライウエル外
ブロア、前記非常用ドライウエル冷却系機器冷却系ポン
プおよび前記非常用ドライウエル機器冷却海水系ポンプ
に常用電源および非常用電源を接続してなることを特徴
とする。
【００３５】請求項１０の発明によれば、非常用ドライ
ウエル冷却系の運転に必要な電源を非常用電源から供給
するものであるため、外部電源に依存する常用電源が喪
失した場合でも、非常用ディーゼル発電機からの給電に
より原子炉格納容器からの除熱が可能となる。
【００３６】請求項１１の発明は、前記原子炉格納容器
に圧力検出器と温度検出器を取着し、この圧力検出器と
温度検出器からの信号を入力する非常用ドライウエル冷
却系自動起動回路を設け、この自動起動回路に残留熱除
去系の機能喪失信号を入力し、前記自動起動回路の出力
信号を前記ドライウエル外ブロア，前記非常用ドライウ
エル冷却系機器冷却ポンプおよび前記非常用ドライウエ
ル冷却系機器冷却海水ポンプに入力する信号線を接続し
てなることを特徴とする。
【００３７】請求項１１の発明によれば、非常用ドライ
ウエル冷却系の自動起動ロジックを有しているため、事
故時に残留熱除去系が機能喪失し原子炉格納容器内の温
度または圧力が上昇した場合、非常用ドライウエル冷却
系が自動的に起動し、原子炉格納容器の除熱が可能とな
り、安全性を大幅に向上できる。
【００３８】請求項１２の発明は、前記ドライウエルブ
ロアを前記ドライウエル熱交換器の下流側に接続してな
ることを特徴とする。請求項１２の発明は、非常用ドラ
イウエル冷却系のブロアを熱交換器の下流側に配置して
いるため、熱交換器で冷却された空気をブロアにより原
子炉格納容器内に戻すことができ、よって、ブロアに対
する熱的な負担が低減され、ひいては非常用ドライウエ
ル冷却系全体の信頼性が向上する。
【００３９】請求項１３の発明は、前記原子炉格納容器
内にヘッダを設けこのヘッダを前記ドライウエル外熱交
換器の一次側吐出口と接続してなることを特徴とする。
請求項１３の発明によれば、非常用ドライウエル冷却系
のドライウエルへの吐出口を有しているため、ドライウ
エル内雰囲気の冷却効率を向上させることができる。
【００４０】請求項１４の発明は、前記原子炉格納容器
と前記ドライウエル外ブロアとの間から分岐して分岐管
を接続し、この分岐管に安全弁を接続し、この安全弁の
吐出側配管をベントラインに接続してなることを特徴と
する。
【００４１】請求項１４の発明によれば、非常用ドライ
ウエル冷却系のラインの途中からベントラインを設けて
いるため、万が一ドライウエル内の圧力が急激に上昇し
た場合でも原子炉格納容器を破損することなく、原子炉
格納容器内の圧力を抑制することができる。
【００４２】請求項１５の発明は、原子炉格納容器内の
ドライウエルとウエットウエルにそれぞれ接続した配管
と、この配管が接続し前記原子炉格納容器外に設置され
た主熱交換器と、この主熱交換器に吸込側が接続し吐出
側が前記ドライウエルに接続するブロアと、熱交換器の
胴側に接続された一次冷却循環配管と、この一次冷却循
環配管を介して接続した一次冷却ポンプと、前記熱交換
器を有する一次冷却系および海水ポンプを有する二次冷
却系とを具備したことを特徴とする。
【００４３】請求項１６の発明は、前記一次冷却系に海
水を直接循環させる海水循環系路と海水ポンプを有する
ことを特徴とする。請求項１７の発明は、前記一次冷却
系に冷却ポンプと空気冷却器とが接続されたものからな
ることを特徴とする。
【００４４】請求項１８の発明は、前記一次冷却系に冷
却ポンプと熱交換器とが接続され、さらにこの熱交換器
が大気開放の、補給手段を有するプール内に設置されて
いることを特徴とする。
【００４５】請求項１５から１８の発明は、通常の残留
熱除去系が故障したことにより原子炉格納容器からの除
熱手段が全く喪失した場合にも、本発明を使用すること
に原子炉格納容器からの除熱が可能となる。
【００４６】請求項１９の発明は、前記ブロア，冷却ポ
ンプ，海水ポンプには常用電源と非常用電源が接続され
てなることを特徴とする。請求項１９の発明は、原子炉
格納容器の冷却設備の運転に必要な電源は非常用電源か
ら供給するものである。このため、外部電源に依存する
常用電源が喪失した場合にも、非常用ディーゼル発電機
から供給される非常用電源で運転が可能である。
【００４７】以上の請求項１５から１９までの発明によ
れば、事故時に原子炉格納容器からの除熱を行うＲＨＲ
が多重故障で機能喪失しているような場合でも、原子炉
格納容器からの除熱を確実に行うことにより原子炉格納
容器の破損を防止し、ＦＰの大量放出を回避することが
できる。
【００４８】請求項２０の発明は、前記原子炉格納容器
の圧力検出器と温度検出器を取着し、この圧力検出器と
温度検出器の信号を入力する冷却系自動起動回路を設
け、この自動起動回路に残留熱除去系の機能喪失信号を
入力し、前記自動起動回路の出力信号を前記ブロア，一
次冷却系機器冷却系ポンプおよび二次冷却系海水系ポン
プに入力する信号線を設けてなることを特徴とする。
【００４９】請求項２０の発明によれば、原子炉格納容
器の冷却設備の自動起動ロジックを有している。このた
め、事故時に残留熱除去系が機能喪失し原子炉格納容器
内の温度または圧力が上昇した場合、非常用ドライウエ
ル冷却系が自動的に起動し、原子炉格納容器の除熱が可
能となるため、安全性の大幅な向上が期待できる。
【００５０】請求項２１の発明は、前記原子炉格納容器
内のドライウエルに送風ダクトを設け、この送風ダクト
に前記ブロアの吐出口側配管と接続してなることを特徴
とする。
【００５１】請求項２１の発明によれば、原子炉格納容
器の冷却設備のドライウエル各部へのダクトを有してい
るため、ドライウエル内雰囲気の冷却効率を向上させる
ことができる。
【００５２】請求項２２の発明は、前記主熱交換器と前
記ブロアとを接続する吐出口側配管から分岐して分岐管
を接続し、この分岐管に安全弁を接続し、この安全弁の
吐出側配管をベントラインに接続してなることを特徴と
する。
【００５３】請求項２２の発明によれば、原子炉格納容
器内を冷却する設備のライン、つまり、吐出口側配管の
途中からベントラインを設けているため、万が一ドライ
ウエル内の圧力が急激に上昇した場合でも原子炉格納容
器の冷却設備を破損することなく、原子炉格納容器内の
圧力を抑制することができる。
【００５４】
【発明の実施の形態】図１を参照しながら請求項１およ
び２の発明に該当する第１の実施の形態を説明する。図
１において符号１は原子炉格納容器を示しており、原子
炉格納容器１内はドライウエル２と、図示してないウエ
ットウエルを有している。このドライウエル２内にはド
ライウエル内熱交換器３が設置され、このドライウエル
内熱交換器３の一次側にドライウエル内ブロア４が接続
して設置されている。
【００５５】ドライウエル内熱交換器３の二次側つまり
伝熱管には、循環配管９が接続しており、この循環配管
９には通常冷却系６が接続している。通常冷却系６は機
器冷却ポンプ７，機器冷却熱交換器８および海水ポンプ
13を備えている。
【００５６】また、原子炉格納容器１と通常冷却系６と
の間の循環配管９から分岐して予備冷却系14が接続され
ている。予備冷却系14はドライウエル内熱交換器３の伝
熱管へ冷却水を流して冷却するもので、予備冷却ポンプ
15によって冷却水を予備冷却熱交換器16に流し冷却した
後、その冷却水をドライウエル内熱交換器３の伝熱管へ
移送する。すなわち、予備冷却系14は予備冷却ポンプ15
および予備冷却熱交換器16と、予備冷却熱交換器16の二
次側冷却水を予備海水ポンプ17によって海洋５の海水12
から供給する予備海水ポンプ17を備えている。
【００５７】次に図２により請求項３の発明に該当する
第２の実施の形態を説明する。この第２の実施の形態は
第１の実施の形態に準じているが、図１の予備冷却系14
における予備冷却ポンプ15と予備冷却熱交換器16とを削
除し、その代りに予備冷却系14は海水ポンプ17のみによ
って海水12を直接ドライウエル内熱交換器３へ供給でき
る直接海水冷却系となっている。
【００５８】すなわち、図２に示したようにドライウエ
ル内熱交換器３を冷却する一方の海水流出側の循環配管
９に、海洋５に連通する海水循環系路として予備冷却排
出配管14ａを接続し、他方の海水流入側の循環配管９に
供給配管14ｂを接続し、供給配管14ｂに予備海水ポンプ
17を接続している。
【００５９】上記第１および第２の実施の形態によれ
ば、通常冷却系６が故障や点検によって機器喪失した場
合にも予備冷却系14によってドライウエル内熱交換器３
を冷却し、ドライウエル内ブロア４によりドライウエル
２内を冷却することができることからドライウエル用冷
却系の信頼性を向上することができる。
【００６０】なお、図２において、その他の部分の説明
は図１と同様なため、その説明を省略する。また、以降
の実施の態様についても図１と異なった要部のみを説明
し、重複する部分の説明は省略する。
【００６１】次に図３により請求項４の発明に該当する
第３の実施の形態を説明する。第３の実施の形態ではド
ライウエル内熱交換器３の二次側循環配管９に予備冷却
系14に接続したものにおいて、この予備冷却系14は予備
冷却ポンプ14ｃと空気冷却器14ｄとを循環配管９に接続
したものからなっている。
【００６２】従って、本実施の形態によれば予備冷却系
14の運転には、海水ポンプの運転を必要としないため、
海水冷却系の定期検査時においても予備冷却系14によっ
てドライウエル２内の冷却系を運転することができる。
【００６３】次に図４により請求項５の発明に該当する
第４の実施の形態を説明する。第４の実施の形態では第
１の実施の形態において、各運転機器を運転するのに必
要な電源を通常の常用電源18の他に非常用電源19を設け
て給電できるようにドライウエル内ブロア４，機器冷却
ポンプ７，海水ポンプ13，予備冷却ポンプ15，予備海水
ポンプ17を非常用電源19に接続している。
【００６４】本実施の形態によれば、外部電源喪失にと
もなう常用電源18が喪失した場合においても、非常用電
源19の給電を受けてドライウエル用冷却系を運転するこ
とができ、原子炉格納容器の除熱が可能となる。
【００６５】次に図５により請求項６の発明に該当する
第５の実施の形態を説明する。第５の実施の形態では第
１の実施の形態における通常冷却系６をドライウエル内
熱交換器３の二次側接続から取り外して別系統とし、そ
の代りにドライウエル内熱交換器３の二次側に直接専用
ドライウエル冷却系20を設けたことにある。専用ドライ
ウエル冷却系20は専用冷却ポンプ21および専用冷却熱交
換器22と、この専用冷却熱交換器22を冷却する専用冷却
海水ポンプ23を備えている。専用冷却ポンプ21と専用冷
却熱交換器22はドライウエル内熱交換器３の二次側に接
続して循環経路を形成し、専用冷却海水ポンプ23は専用
冷却熱交換器22の二次側に接続し、海水12を循環させて
専用冷却熱交換器22を冷却する。
【００６６】本実施の形態によれば、ＲＨＲ冷却が喪失
し、その機能が喪失した場合、ドライウエル内の冷却系
が使用できるため、ドライウエルクーラによる原子炉格
納容器１の除熱機能が確保される。
【００６７】次に図６により請求項７の発明に該当する
第６の実施の形態を説明する。第６の実施の形態では原
子炉格納容器１のドライウエル２内に設置されたドライ
ウエル内ブロア４および熱交換器３を耐環境条件維持設
備24によって包囲したことにある。この耐環境条件維持
設備24によりシビアアクシデント時の厳しい環境条件に
耐えてドライウエル用冷却系の運転が可能なように、高
温，高圧，高湿度，水雰囲気中で強化性能維持できるよ
うに構成される。
【００６８】本実施の形態によれば、シビアアクシデン
ト時にドライウエル２内が従来の設計条件を超えて、温
度 200℃，圧力10Kg／cm2 ａ，湿度 100％までの条件に
おいてもドライウエル用冷却系の性能は耐環境条件維持
設備24により確保され、十分な原子炉格納容器の除熱が
できる。
【００６９】また、図６には示してないが、原子炉格納
容器スプレイによってドライウエル２内にスプレイ水滴
の雰囲気になったとしても十分な運転と除熱を行うこと
ができる。従って、シビアアクシデント時にＲＨＲによ
る除熱が喪失したとしても十分な信頼性でドライウエル
用冷却系による原子炉格納容器内を除熱できる。
【００７０】次に図７により請求項８の発明に該当する
第７の実施の形態を説明する。第７の実施の形態では原
子炉格納容器１にドライウエル２と連通する配管４ｂを
接続して、この配管４ｂの他端をドライウエル外ブロア
４ａに接続している。ドライウエル外ブロア４ａは原子
炉格納容器１の外部に設置されており、このドライウエ
ル外ブロア４ａの吐出側をドライウエル外熱交換器３ａ
の一次側入力配管３ｂに接続する。このドライウエル外
熱交換器３ａの一次側戻り配管３ｃをドライウエル２内
と連通するように原子炉格納容器１に接続する。このド
ライウエル外熱交換器３ａの二次側循環配管３ｄには非
常用ドライウエル冷却系機器冷却系25が接続している。
【００７１】非常用ドライウエル冷却系機器冷却系25は
その非常用ドライウエル冷却系機器冷却ポンプ26，非常
用ドライウエル冷却系熱交換器27および非常用ドライウ
エル冷却系機器冷却海水ポンプ28を備えている。
【００７２】第７の実施の形態では、ドライウエル外熱
交換器３ａの二次冷却を行う専用の系統、すなわち非常
用ドライウエル冷却系機器冷却系25が設置されている。
本実施の形態によれば、非常用ドライウエル冷却系機器
冷却ポンプ26がドライウエル外熱交換器３ａから非常用
ドライウエル冷却系機器冷却熱交換器27へ冷却水を移送
し、非常用ドライウエル冷却系機器冷却海水ポンプ28が
非常用ドライウエル冷却系機器冷却熱交換器27へ海水12
を移送することにより、ドライウエル２内の熱は冷却さ
れる。
【００７３】次に図８により請求項９の発明に該当する
第８の実施の形態を説明する。第８の実施の形態は第７
の実施の形態における非常用ドライウエル冷却系機器冷
却系25の代りに前記ドライウエル外熱交換器３ａに非常
用ドライウエル冷却系機器空気冷却系29を接続したこと
にあり、その他の部分は第７の実施の形態と同様であ
る。
【００７４】非常用ドライウエル冷却系機器空気冷却系
29には、非常用ドライウエル冷却系のドライウエル外熱
交換器３ａの二次冷却を行うための、非常用ドライウエ
ル冷却系機器空気冷却系ポンプ30と空気冷却器31が設置
されている。本実施の形態によれば、非常用ドライウエ
ル冷却系機器冷却設備に海水ポンプの運転を必要としな
いため、海水系の検査時にも非常用ドライウエル冷却系
が運転可能となる。
【００７５】次に図９により請求項10の発明に該当する
第９の実施の形態を説明する。第９の実施の形態では第
７の実施の形態において、ドライウエル外ブロア４ａ，
非常用ドライウエル冷却系機器冷却ポンプ26および非常
用ドライウエル冷却系機器冷却海水ポンプ28に常用電源
18と非常用電源19を接続し、非常用ドライウエル冷却
系、および同機器冷却設備への非常用ディーゼル発電機
による給電が可能な構成となっている。
【００７６】本実施の形態によれば外部電源喪失に伴う
常用電源の喪失時にも、非常用電源の供給を受けて非常
用ドライウエル冷却系が運転可能であり、原子炉格納容
器からの除熱を達成できる。
【００７７】次に図10により請求項11の発明に該当する
第10の実施の形態を説明する。第10の実施の形態では第
７の実施の形態において、原子炉格納容器１に圧力検出
器32と温度検出器33を取着し、残留熱除去系35に非常用
ドライウエル冷却系自動起動回路34を接続する。自動起
動回路34に圧力検出器32と温度検出器33の信号線を接続
する。ドライウエル２内の温度または圧力の異常な上昇
と、残留熱除去系35の機能喪失信号36を検知してその機
能喪失信号を非常用ドライウエル冷却系自動起動回路34
に入力する。
【００７８】非常用ドライウエル冷却系自動起動回路34
は信号線37によりドライウエル外ブロア４ａと非常用ド
ライウエル冷却系機器冷却ポンプ26および非常用ドライ
ウエル冷却系機器冷却海水ポンプ28にそれぞれ接続し、
出力信号を発する。
【００７９】本実施の形態によれば、残留熱除去系35の
起動に失敗し、運転員がそれを認知失敗した場合でも、
ドライウエル２の温度高または圧力高、かつＲＨＲ機能
喪失等の条件により非常用ドライウエル冷却系が自動起
動し原子炉格納容器１の健全性が確保できる。
【００８０】次に図11により請求項12の発明に該当する
第11の実施の形態を説明する。第11の実施の形態は、第
７の実施の形態において、ドライウエル外ブロア４ａを
ドライウエル外熱交換器３ａの下流側一次側戻り配管３
ｃに接続したことにある。
【００８１】すなわち、第11の実施の形態では、ドライ
ウエル外ブロア４ａをドライウエル外熱交換器３ａの下
流側に設置している。本実施の形態によれば、ドライウ
エル外ブロア４ａは、ドライウエル２内で温度が上昇し
た雰囲気にさらされないため機能劣化せず、原子炉格納
容器の健全性を維持できる。
【００８２】次に図12により請求項13の発明に該当する
第12の実施の形態を説明する。第12の実施の形態は第７
の実施の形態において、原子炉格納容器１内のドライウ
エル２にヘッダ38を設置し、このヘッダ38にドライウエ
ル外熱交換器３ａの一次側吐出口の一次側戻り配管３ｃ
を接続したことにある。本実施の形態によれば、非常用
ドライウエル冷却系の吐出口にヘッダ38が接続されるた
め、ドライウエル２内の雰囲気の冷却をより効率よく行
うことができる。
【００８３】次に図13により請求項14の発明に該当する
第13の実施の形態を説明する。第13の実施の形態は第７
の実施の形態において、原子炉格納容器１とドライウエ
ル外ブロア４ａとを接続する配管４ｂに分岐管39を接続
し、この分岐管39に安全弁40を接続し、この安全弁40に
吐出側配管41を接続し、この吐出側配管41にベントライ
ン42を接続したことにある。
【００８４】この実施の形態によれば、スクラムしない
過渡変動（ＡＴＷＳ）シーケンスのようなシビアアクシ
デント時に、ドライウエル内の圧力が急激に上昇し、原
子炉格納容器の設計圧力を超過するような場合でも、予
め設定した圧力により安全弁が開放するため、ドライウ
エル内雰囲気をベントライン42へ導くことができ、原子
炉格納容器１の健全性を確保することができる。
【００８５】図14により請求項15の発明に該当する原子
炉格納容器の第14の実施の形態を説明する。図14におい
て符号１は原子炉格納容器を示しており、原子炉格納容
器１内はドライウエル２およびその下部にウエットウエ
ル43を有している。このドライウエル２およびウエット
ウエル43にはそれぞれ配管44および45がバルブ46，47を
介して接続されている。これらの配管44，45は主熱交換
器48に接続され、この主熱交換器48の下流側に原子炉格
納容器外ブロア49が接続し、この原子炉格納容器外ブロ
ア49の吐出側はバルブ50を介してドライウエル２に接続
している。
【００８６】主熱交換器48の二次側つまり胴側には、一
次冷却循環配管51が接続しており、この一次冷却循環配
管51には一次冷却系52が接続している。一次冷却系52は
一次冷却ポンプ53，冷却系熱交換器54および二次冷却海
水循環配管55，二次冷却海水ポンプ56を備えている。
【００８７】次に本実施の形態の作用効果を説明する。
通常運転状態でシビアアクシデントが発生した場合、原
子炉がスクラムし、その後原子炉圧力容器内の蒸気がベ
ント管またはＳ／Ｒ弁を通ってサプレッションプールへ
流入する。この時、サプレッションプール水で蒸気が凝
縮するとともにスクラビング効果で炉蒸気中の一部の核
分裂生成物（ＦＰ）がサプレッションプール水に保持さ
れ、一部のＦＰはウエットウエル気相部に移る。
【００８８】本実施の形態によればウエットウエル43の
雰囲気を一次冷却系52，主熱交換器48，原子炉格納容器
外ブロア49，ドライウエル２，ベント管を経由してサプ
レッションプール液相部へ循環するため、サプレッショ
ンプール気相部に浮遊しているＦＰのより一層のスクラ
ビング効果を奏することができる。
【００８９】図15による本発明の請求項16に該当する第
15の実施の形態では、第14の実施の形態に準じている
が、冷却系熱交換器54に海水を直接循環させる海水循環
系路の二次海水循環配管55と海水ポンプ56とを接続し
て、海水57を直接熱交換器48へ供給できる直接海水冷却
系を構成している。
【００９０】上記第14および第15の実施の形態によれ
ば、シビアアクシデント時に残留熱除去系が故障によっ
て機器喪失した場合にもブロア49により格納容器雰囲気
を熱交換器48に導き、冷却することができることから原
子炉格納容器１の健全性を維持することができる。
【００９１】次に図16により請求項17の発明に該当する
第16の実施の形態を説明する。第16の実施の形態では冷
却系循環配管58において、冷却ポンプ59と空気冷却器60
とを接続したものからなっている。したがって、本実施
の形態によれば冷却系の運転には、海水ポンプの運転を
必要としないため、原子力発電所の定期検査時において
長時間を要する海水ポンプの検査時に、原子炉格納容器
の有効なバックアップ冷却手段となる。
【００９２】次に図17により請求項18の発明に該当する
第17の実施の形態を説明する。第17の実施の形態では一
次冷却系の配管44，45に接続されたプール内熱交換器61
と、この熱交換器61を設置する大気開放の手段を有する
大気開放冷却プール62とからなっている。本実施の形態
によれば、大気開放冷却プール62はプール内熱交換器61
のヒートシンクとなっており、冷却系の運転にはポンプ
等の動的機器の運転を必要としないため、苛酷事故発生
時にも高い信頼性で原子炉格納容器の冷却が可能にな
る。
【００９３】次に図18により請求項19の発明に該当する
第18の実施の形態を説明する。第18の実施の形態では第
14の実施の形態において、原子炉格納容器外ブロア49，
一次冷却ポンプ53および二次冷却海水ポンプ56に非常用
電源63を接続したことにある。すなわち、各運転機器を
運転するのに必要な電源を、通常の常用電源の他の非常
用電源63から給電できるような電源系64の構成をしてい
る。本実施の形態によれば、外部電源喪失にともない常
用電源が喪失した場合においても、非常用電源63の供給
を受けて原子炉格納容器１を冷却することが可能とな
る。
【００９４】次に図19により請求項20の発明に該当する
第19の実施の形態を説明する。第19の実施の形態では原
子炉格納容器１に圧力検出器または温度検出器65を取着
しドライウエル２内の温度または圧力の異常な上昇、か
つ原子炉残留熱除去系66の機能喪失信号を検知してその
機能喪失信号を入力する原子炉格納容器１の冷却設備を
自動起動回路67を設置している。自動起動回路67は信号
線68によりブロア49と一次冷却系ポンプ53および二次海
水冷却系ポンプ56等にそれぞれ接続し、出力信号を発す
る。
【００９５】本実施の形態によれば、原子炉残留熱除去
系66の起動に失敗し、運転員がそれを認知失敗した場合
でも、ドライウエル２の温度高または圧力高、かつ原子
炉残留熱除去系66の機能喪失等の条件により原子炉格納
容器の冷却設備が自動起動し原子炉格納容器１の健全性
が確保できる。
【００９６】すなわち、通常運転状態でシビアアクシデ
ントが発生した場合、原子炉停止，炉心冷却が達成され
ると、後は原子炉格納容器の冷却が完全に行われると、
シビアアクシデントは完全に収束する。原子炉格納容器
の冷却は残留熱除去系により行われ、サプレッションプ
ール冷却モード，ドライウエルスプレイモードの何れか
が作動すれば原子炉格納容器からの除熱は完結する。
【００９７】従来例ではサプレッションプールの冷却手
段を具備してないが、本実施の形態によれば残留熱除去
系のサプレッションプール冷却モードに代るサプレッシ
ョンプール冷却手段を確保でき、原子炉の安全性をより
高めることができる。
【００９８】次に図20により請求項21の発明に該当する
第20の実施の形態を説明する。第20の実施の形態では、
第14の実施の形態において、原子炉格納容器１内のドラ
イウエル２にダクト69を設置し、このダクト69に主熱交
換器48の吐出口側配管70を接続している。本実施の形態
によれば、ウエットウエル43の雰囲気が主熱交換器48か
ら原子炉格納容器外ブロア49を通って吐出口側配管70か
らダクト59内に流入し、ドライウエル２に流出して循環
するため、原子炉格納容器１内の雰囲気の冷却をより効
率よく行うことができる。
【００９９】次に図21により請求項22の発明に該当する
第21の実施の形態を説明する。第21の実施の形態では、
主熱交換器48とブロア49とを接続する配管74に分岐管71
を接続し、この分岐管71に安全弁72を接続し、この安全
弁72の吐出側にベントライン73を接続したことにある。
【０１００】この実施の形態によれば、スクラムしない
過渡変動（ＡＴＷＳ）シーケンスのようなシビアアクシ
デント時に、ドライウエル内の圧力が急激に上昇し、原
子炉格納容器１の設計圧力を超過するような場合でも、
あらかじめ設定した圧力により安全弁72が開放するた
め、ドライウエル内雰囲気をベントライン73へ導くこと
ができ、原子炉格納容器１の健全性を確保することがで
きる。
【０１０１】
【発明の効果】本発明によれば、シビアアクシデント時
の原子炉格納容器内からの除熱を高い信頼性で行うこと
ができ、同時に、原子炉格納容器の減圧を行うことがで
きるので、シビアアクシデント時に原子炉格納容器が破
損するのを防止できる。
【０１０２】また、従来から設置が検討されている原子
炉格納容器ベント設備では減圧のために原子炉格納容器
内の雰囲気を直接大気中へ放出するため、極めて微量な
がら核分裂生成物が環境へ放出され、かつ原子炉格納容
器からの除熱が期待できない課題があったが、本発明に
よれば核分裂生成物を放出することなく、安全にシビア
アクシデントを収束することができる。
【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の実施の形
態を示す系統図。
【図２】本発明に係る原子炉格納容器の第２の実施の形
態を示す系統図。
【図３】本発明に係る原子炉格納容器の第３の実施の形
態を示す系統図。
【図４】本発明に係る原子炉格納容器の第４の実施の形
態を示す系統図。
【図５】本発明に係る原子炉格納容器の第５の実施の形
態を示す系統図。
【図６】本発明に係る原子炉格納容器の第６の実施の形
態を示す系統図。
【図７】本発明に係る原子炉格納容器の第７の実施の形
態を示す系統図。
【図８】本発明に係る原子炉格納容器の第８の実施の形
態を示す系統図。
【図９】本発明に係る原子炉格納容器の第９の実施の形
態を示す系統図。
【図１０】本発明に係る原子炉格納容器の第１０の実施
の形態を示す系統図。
【図１１】本発明に係る原子炉格納容器の第１１の実施
の形態を示す系統図。
【図１２】本発明に係る原子炉格納容器の第１２の実施
の形態を示す系統図。
【図１３】本発明に係る原子炉格納容器の第１３の実施
の形態を示す系統図。
【図１４】本発明に係る原子炉格納容器の第１４の実施
の形態を示す系統図。
【図１５】本発明に係る原子炉格納容器の第１５の実施
の形態を示す系統図。
【図１６】本発明に係る原子炉格納容器の第１６の実施
の形態を示す系統図。
【図１７】本発明に係る原子炉格納容器の第１７の実施
の形態を示す系統図。
【図１８】本発明に係る原子炉格納容器の第１８の実施
の形態を示す系統図。
【図１９】本発明に係る原子炉格納容器の第１９の実施
の形態を示す系統図。
【図２０】本発明に係る原子炉格納容器の第２０の実施
の形態を示す系統図。
【図２１】本発明に係る原子炉格納容器の第２１の実施
の形態を示す系統図。
【図２２】従来の原子炉格納容器の第１の例を示す系統
図。
【図２３】従来の原子炉格納容器の第２の例を示す系統
図。
【符号の説明】
１…原子炉格納容器（ＰＣＶ）、２…ドライウエル、３
…ドライウエル内熱交換器、３ａ…ドライウエル外熱交
換器、３ｂ…一次側入力配管、３ｃ…一次側戻り配管、
３ｄ…二次側循環配管、４…ドライウエル内ブロア、４
ａ…ドライウエル外ブロア、４ｂ…配管、５…海洋、６
…通常冷却系、７…機器冷却ポンプ、８…機器冷却熱交
換器、９…循環配管、10…ＲＨＲ熱交換器用負荷、11…
他の機器の冷却用負荷、12…海水、13…海水ポンプ、14
…予備冷却系、14ａ…予備冷却排出配管、14ｂ…供給配
管、14ｃ…予備冷却ポンプ、14ｄ…空気冷却器、15…予
備冷却ポンプ、16…予備冷却熱交換器、17…予備海水ポ
ンプ、18…常用電源、19…非常用電源、20…専用ドライ
ウエル冷却系、21…専用冷却ポンプ、22…専用冷却熱交
換器、23…専用冷却海水ポンプ、24…耐環境条件維持設
備、25…非常用ドライウエル冷却系機器冷却系、26…非
常用ドライウエル冷却系機器冷却ポンプ、27…非常用ド
ライウエル冷却系熱交換器、28…非常用ドライウエル冷
却系機器冷却海水ポンプ、29…非常用ドライウエル冷却
系機器空気冷却系、30…非常用ドライウエル冷却系機器
空気冷却系ポンプ、31…非常用ドライウエル冷却系機器
空気冷却系空気冷却器、32…圧力検出器、33…温度検出
器、34…非常用ドライウエル冷却系自動起動回路、35…
残留除去系、36…残留除去系機能喪失信号、37…信号
線、38…ヘッダ、39…分岐管、40…安全弁、41…吐出側
配管、42…ベントライン、43…ウエットウエル、44，45
…配管、46，47…弁、48…主熱交換器、49…原子炉格納
容器外ブロア、50…バルブ、51…一次冷却循環配管、52
…一次冷却系、53…一次冷却ポンプ、54…冷却系熱交換
器、55…二次冷却海水循環配管、56…二次冷却海水ポン
プ、57…海水、58…冷却系循環配管、59…冷却ポンプ、
60…空気冷却器、61…プール内熱交換器、62…大気開放
冷却プール、63…非常用電源、64…電源系、65…圧力検
出器または温度検出器、66…原子炉残留熱除去系、67…
自動起動回路、68…信号線、69…ダクト、70…吐出口側
配管、71…分岐管、72…安全弁、73…ベントライン、74
…配管。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.6 識別記号 庁内整理番号 ＦＩ 技術表示箇所 Ｇ２１Ｃ 13/00 ＧＤＢ Ｇ２１Ｄ 1/00 ＧＤＢ Ｇ２１Ｄ 1/00 ＧＤＢ Ｒ

Claims (22)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】 原子炉格納容器のドライウエル内に設置
    されたドライウエル内熱交換器と、このドライウエル内
    熱交換器の一次側に接続されたドライウエル内ブロア
    と、前記ドライウエル内熱交換器の二次側に接続された
    循環配管と、この循環配管に接続された通常冷却系と、
    前記循環配管から分岐して接続された予備冷却系とを具
    備し、前記通常冷却系は機器冷却ポンプおよび機器冷却
    熱交換器と、この機器冷却熱交換器を冷却する海水ポン
    プを有することを特徴とする原子炉格納容器。
  2. 【請求項２】 前記予備冷却系は予備冷却ポンプおよび
    予備冷却熱交換器と、この予備冷却熱交換器を冷却する
    海水を循環させる予備海水ポンプとからなることを特徴
    とする請求項１記載の原子炉格納容器。
  3. 【請求項３】 前記予備冷却系は前記ドライウエル熱交
    換器に海水を直接循環させる海水循環系路と海水ポンプ
    を有することを特徴とする請求項１記載の原子炉格納容
    器。
  4. 【請求項４】 前記予備冷却系は予備冷却ポンプと空気
    冷却器とが接続されたものからなることを特徴とする請
    求項１記載の原子炉格納容器。
  5. 【請求項５】 前記ドライウエル内ブロア，機器冷却ポ
    ンプ，海水ポンプ，予備冷却ポンプ，予備海水ポンプを
    常用電源と非常用電源に接続してなることを特徴とする
    請求項１記載の原子炉格納容器。
  6. 【請求項６】 原子炉格納容器のドライウエル内に設置
    されたドライウエル内熱交換器と、このドライウエル内
    熱交換器の一次側に接続されたドライウエル内ブロア
    と、前記ドライウエル内熱交換器の二次側に専用ドライ
    ウエル冷却系を接続し、この専用ドライウエル冷却系は
    専用冷却ポンプおよび専用冷却熱交換器と、この専用冷
    却熱交換器を冷却する専用冷却海水ポンプからなること
    を特徴とする原子炉格納容器。
  7. 【請求項７】 原子炉格納容器のドライウエル内に設置
    されたドライウエル内熱交換器と、このドライウエル内
    熱交換器の一次側に接続されたドライウエル内ブロア
    と、前記ドライウエル内熱交換器の二次側に接続された
    循環配管と、この循環配管を介して接続した機器冷却ポ
    ンプおよび機器冷却熱交換器と海水ポンプを有する冷却
    系とからなり、前記ドライウエル内熱交換器およびドラ
    イウエル内ブロアとを耐環境条件維持設備により包囲し
    てなることを特徴とする原子炉格納容器。
  8. 【請求項８】 原子炉格納容器内のドライウエルに接続
    し前記原子炉格納容器の外部に設置されたドライウエル
    外ブロアと、このドライウエル外ブロアに接続し、一次
    側を前記ドライウエルに接続するドライウエル外熱交換
    器と、このドライウエル外熱交換器の二次側に接続した
    非常用ドライウエル冷却系機器冷却系とからなり、前記
    非常用ドライウエル冷却系機器冷却系は、非常用ドライ
    ウエル冷却系機器冷却ポンプと非常用ドライウエル冷却
    系機器冷却熱交換器および非常用ドライウエル冷却系機
    器冷却海水ポンプとを具備したことを特徴とする原子炉
    格納容器。
  9. 【請求項９】 前記非常用ドライウエル冷却系機器冷却
    系の代りに非常用ドライウエル冷却系機器空気冷却系を
    前記ドライウエル外熱交換器に接続し、この非常用ドラ
    イウエル冷却系機器空気冷却系は非常用ドライウエル冷
    却系機器空気冷却系ポンプおよび空気冷却器を具備した
    ことを特徴とする請求項８記載の原子炉格納容器。
  10. 【請求項１０】 前記ドライウエル外ブロア、前記非常
    用ドライウエル冷却系機器冷却系ポンプおよび前記非常
    用ドライウエル機器冷却海水系ポンプに常用電源および
    非常用電源を接続してなることを特徴とする請求項８記
    載の原子炉格納容器。
  11. 【請求項１１】 前記原子炉格納容器に圧力検出器と温
    度検出器を取着し、この圧力検出器と温度検出器からの
    信号を入力する非常用ドライウエル冷却系自動起動回路
    を設け、この自動起動回路に残留熱除去系の機能喪失信
    号を入力し、前記自動起動回路の出力信号を前記ドライ
    ウエル外ブロア，前記非常用ドライウエル冷却系機器冷
    却ポンプおよび前記非常用ドライウエル冷却系機器冷却
    海水ポンプに入力する信号線を接続してなることを特徴
    とする請求項８記載の原子炉格納容器。
  12. 【請求項１２】 前記ドライウエル外ブロアを前記ドラ
    イウエル熱交換器の下流側に接続してなることを特徴と
    する請求項８記載の原子炉格納容器。
  13. 【請求項１３】 前記原子炉格納容器内にヘッダを設
    け、このヘッダを前記ドライウエル外熱交換器の一次側
    吐出口と接続してなることを特徴とする請求項８記載の
    原子炉格納容器。
  14. 【請求項１４】 前記原子炉格納容器と前記ドライウエ
    ル外ブロアとの間から分岐して分岐管を接続し、この分
    岐管に安全弁を接続し、この安全弁の吐出側配管をベン
    トラインに接続してなることを特徴とする請求項８記載
    の原子炉格納容器。
  15. 【請求項１５】 原子炉格納容器内のドライウエルとウ
    エットウエルにそれぞれ接続した配管と、この配管が接
    続し前記原子炉格納容器外に設置された主熱交換器と、
    この主熱交換器に吸込側が接続し吐出側が前記ドライウ
    エルに接続するブロアと、前記主熱交換器の胴側に接続
    された一次冷却循環配管と、この一次冷却循環配管を介
    して接続した一次冷却ポンプと、前記一次冷却循環配管
    に接続する冷却系熱交換器と、この冷却系熱交換器の二
    次側に接続する海水ポンプとを具備したことを特徴とす
    る原子炉格納容器。
  16. 【請求項１６】 前記冷却系熱交換器に海水を直接循環
    させる海水循環系路と海水ポンプを有することを特徴と
    する請求項１５記載の原子炉格納容器。
  17. 【請求項１７】 前記一次冷却系に冷却ポンプと空気冷
    却器とが接続されたものからなることを特徴とする請求
    項１５記載の原子炉格納容器。
  18. 【請求項１８】 前記一次冷却系の配管にプール内熱交
    換器を接続し、この熱交換器を大気開放の補給手段を有
    する大気開放冷却プール内に設置してなることを特徴と
    する請求項１５記載の原子炉格納容器。
  19. 【請求項１９】 前記ブロア，冷却ポンプおよび海水ポ
    ンプにそれぞれ常用電源と非常用電源を接続してなるこ
    とを特徴とする請求項１５記載の原子炉格納容器。
  20. 【請求項２０】 前記原子炉格納容器に圧力検出器また
    は温度検出器を取着し、この圧力検出器または温度検出
    器の信号を入力する冷却系自動起動回路を設け、この自
    動起動回路に残留熱除去系の機能喪失信号を入力し、前
    記自動起動回路の出力信号を前記ブロア，一次冷却系機
    器冷却系ポンプおよび海水ポンプに入力する信号線を設
    けることを特徴とする請求項１５記載の原子炉格納容
    器。
  21. 【請求項２１】 前記原子炉格納容器内のドライウエル
    に送風ダクトを設置し、この送風ダクトに前記ブロアの
    吐出口側配管と接続してなることを特徴とする請求項１
    ５記載の原子炉格納容器。
  22. 【請求項２２】 前記主熱交換器と前記ブロアとを接続
    する吐出口側配管から分岐して分岐管を接続し、この分
    岐管に安全弁を接続し、この安全弁の吐出側配管をベン
    トラインに接続してなることを特徴とする請求項１５記
    載の原子炉格納容器。
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