JPH0990081A - 原子力プラント - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【構成】原子炉建屋１で、圧力抑制室１８の高さを２０
ｍ以下、または上部ドライウエル１４高さを１１ｍ以
下、または使用済み燃料プール８の深さを１１ｍ以下、
または機器仮置きプール１０の深さを８ｍ以下、または
運転床６の高さを１７ｍ以下として、原子炉建屋１の高
さを５７ｍ以下、または原子炉建屋の最小幅を５５ｍ以
下の大きさを有する。 【効果】原子炉格納容器内の各部屋空間の高さ低減を図
れ、原子炉建屋と原子炉格納容器の小型化とプラント製
作コストの低減の効果が得られる。また、原子炉格納容
器と原子炉建屋との独立・自立化建屋構造を有すること
で、原子炉建屋全体の耐振性を向上できる。さらに、使
用済み燃料貯蔵スペースを増大させつつプール高さが低
減できる。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、原子力プラントに係
り、特に、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）プラントに適用す
るのに好適な原子炉格納容器と原子炉建屋および原子力
プラントに関する。

【０００２】

【従来の技術】原子力プラントでは、原子炉建屋の建設
コストが原子力発電所全体の建設コストに占める割合は
大きいため、原子炉格納容器や原子炉建屋の高さ低減に
より原子力発電所建設コスト低減を目的とした発明は多
く、原子力発電プラントの原子炉建屋および原子炉格納
容器の小型化の方法に関する公知の技術は、例えば以下
のものがある。

【０００３】（１）特開昭55−59392 号公報 この公知技術は、使用済み燃料プールと機器仮置きプー
ルと圧力抑制室とがドライウエル内周部と一体に設けら
れ、構造を簡単化させるとともに建屋の平面寸法を縮小
させている。

【０００４】（２）特開昭63−48498 号公報 この公知技術は、原子炉建屋の上部が下部に対して段状
に縮小され、その下部に原子炉格納容器が収納され、そ
の上部に使用済み燃料プールと機器仮置きプールが配設
されて上部建屋外壁と各プールの外壁とは一体形成さ
れ、原子炉建屋上部のデッドスペースを低減して、原子
炉建屋を小型化させている。

【０００５】（３）特開昭57−587，588号公報 この公知技術は、原子炉圧力容器の上部外周に支持具を
設け、原子炉遮蔽壁の上端部上に支持することにより、
圧力容器据えつけの際にノズルが干渉しない程度に原子
炉遮蔽壁やペデスタルの径を小さくでき、原子炉全体を
小型化させている。

【０００６】（４）特開平4−125495 号公報 この公知技術は、原子炉格納容器を鋼製とし、運転床空
間と使用済み燃料プールと機器仮置きプールとを原子炉
格納容器とともに包含させることにより、格納容器が大
型の割には原子炉冷却設備を小型化させている。

【０００７】

【発明が解決しようとする課題】上記の公知技術は、い
ずれも原子炉格納容器・原子炉建屋の一部の区域または
設備・機器の小型化は可能であるが、原子炉格納容器・
原子炉建屋全体の小型化を目的としてはいない。

【０００８】また、原子炉格納容器・原子炉建屋内の各
部屋の寸法（高さ・幅・体積）は次のように決定され
る。

【０００９】（１）上部ドライウエル 原子炉圧力容器や主蒸気配管の高温となる部分の熱膨張
余裕のため主蒸気配管が引き回される空間が上部ドライ
ウエル内に確保され、主蒸気配管に具備された主蒸気隔
離弁（ＭＳＩＶ）や逃し安全弁（ＳＲＶ）の作業のため
上部ドライウエル上部空間が確保され、下部ドライウエ
ル下側に配設される主蒸気配管と給水配管の作業のため
上部ドライウエル下部空間が確保される。

【００１０】（２）下部ドライウエル 下部ドライウエルは、原子炉圧力容器の下部に設置され
るインターナルポンプ（ＲＩＰ）や制御棒駆動機構（Ｃ
ＲＤ）などを交換・組立の取り扱い作業性を確保するた
めのもので、ＲＩＰ，ＣＲＤ等の機器の大きさは原子炉
圧力容器・炉心高さに依存するため、下部ドライウエル
高さもこれらに依存する。また、下部ドライウエルの周
囲に圧力抑制室が配置されているので、圧力抑制室高さ
との整合性も考慮している。

【００１１】（３）圧力抑制室 原子力発電所の設計では、原子炉圧力容器に接続する配
管が万一破断し、高温高圧蒸気が格納容器内へ噴出する
冷却材損失事故（ＬＯＣＡ）時に次の事項を想定する。
ＬＯＣＡ時にはまず、高温高圧蒸気が上部・下部ドライ
ウエル内に噴出して充満し、これらドライウエル内に充
填されていた窒素を同伴してベント管経由で圧力抑制プ
ール水中に放出される。ここで蒸気は凝縮されプール水
温は上昇し、不凝縮性気体の窒素はウエットウエル内に
蓄積され、ウエットウエルの圧力は上昇する。このよう
にＬＯＣＡ時に原子炉圧力容器内の冷却材の熱と圧力
を、動的機器を使用せずに原子炉格納容器内部で緩和さ
せて抑制し、もって原子力発電所全体の健全性を維持す
るよう設計される。

【００１２】上記の理由より、上部および下部ドライウ
エルの体積は、ＬＯＣＡ時の初期圧力上昇の緩和のため
確保され、ドライウエル体積よりウエットウエル体積は
決定される。ＬＯＣＡ時にはドライウエル・ウエットウ
エル圧力は上昇するため、これらの部屋の耐圧を確保さ
れるよう設計される。また原子炉圧力容器内の冷却水
（蒸気）量，エンタルピおよび凝縮時の水温上昇などを
考慮して、圧力抑制室プール体積（水量）も確保される
よう設計される。

【００１３】（４）使用済み燃料プール，機器仮置きプ
ール これら原子炉格納容器上部のプールの深さは、燃料集合
体の長さ、蒸気乾燥器・気水分離器の機器高さに依存す
る。定期検査時の作業性の確保のため、どちらのプール
も運転床と格納容器との間に配置される。遮蔽材のプー
ル水面下で使用済み燃料集合体の取り扱い作業をするた
め、使用済み燃料プール深さは燃料集合体高さの２倍以
上確保され、現行ＢＷＲではこの高さは蒸気乾燥器・気
水分離器の機器高さより高いため、機器仮置きプールよ
り深くなる。

【００１４】（５）運転床 燃料集合体組立機・交換機による燃料集合体に関する作
業や、蒸気乾燥器，気水分離器，トップヘッド，ＲＩＰ
インペラなどの機器搬出入時の天井クレーンによる取り
扱いや作業性のため、運転床空間と高さは確保される。

【００１５】このような制約条件のため、原子炉圧力容
器の小型化により原子炉格納容器や、原子炉建屋の小型
化が単純に行えず、それぞれの部屋・空間の制約条件を
克服することにより、各部屋の小型化、ひいては原子炉
格納容器・原子炉建屋全体の小型化の課題となる。

【００１６】また、原子炉格納容器・原子炉建屋全体の
小型化は、建屋の耐振性の向上の課題となる。原子力発
電所では、耐振性の向上のため建屋の低重心化を図るよ
う設計され、機能別に分かれていた区域（部屋のまとま
り）を融合して一つの建屋とする複合建屋化を図ること
がある。しかし、この場合には建屋全体の平面が拡大す
るため、同じ整地レベルにより広い面積をとる必要があ
り、立地条件厳しくなり、建設コストもかさむ。

【００１７】本発明の目的は、小型化された原子炉格納
容器および原子炉建屋を図った原子力プラントを提供す
ることにある。

【００１８】本発明の他の目的は、原子炉格納容器およ
び原子炉建屋の小型化のための原子炉格納容器および原
子炉建屋の部分構造および原子炉圧力容器を提供するこ
とにある。

【００１９】

【課題を解決するための手段】上記の目的を達成するた
めに、本発明は原子炉建屋で、マット上端より運転床空
間の上端までの原子炉建屋の高さを５７ｍ以下、または
原子炉建屋の最小幅を５５ｍ以下としたことを第１手段
である原子力プラントが提供される。

【００２０】好ましくは、第１手段の原子炉建屋で、原
子炉格納容器の高さを３２ｍ以下、またはマット上端よ
り運転床面までの高さを３９ｍ以下、または原子炉格納
容器側壁の外径を２８ｍ以下としたことを第２手段であ
る原子力プラントが提供される。

【００２１】また、好ましくは、第１手段および第２手
段の原子炉建屋で、圧力抑制室の高さを２０ｍ以下、ま
たは上部ドライウエル高さを１１ｍ以下、または使用済
み燃料プールの深さを１１ｍ以下、または機器仮置きプ
ールの深さを８ｍ以下、または運転床の高さを１７ｍ以
下としたことを第３の手段である原子力プラントが提供
される。

【００２２】また、好ましくは、第１手段の原子炉建屋
で、原子炉格納容器の側壁およびトップスラブをプレス
トレスコンクリート製の構造を有することを第４手段で
ある原子炉格納容器が提供される。

【００２３】さらに好ましくは、第４手段の原子炉建屋
で、原子炉格納容器および運転床および使用済み燃料プ
ールおよび機器仮置きプールおよび原子炉ウエルとを内
包した区域と、原子炉建屋機器作業室を内包した区域と
を独立かつ自立化させた建屋構造を有することを第５手
段である原子炉建屋が提供される。

【００２４】また好ましくは、第１手段の原子炉圧力容
器で、原子炉圧力容器スカートが内蔵される炉心より高
い突設位置であることを第６手段である原子炉圧力容器
の部分構造が提供される。

【００２５】また好ましくは、第１手段の原子炉圧力容
器で、ペデスタルがダイヤフラムフロアより高い突設位
置であることを第７手段である原子炉格納容器が提供さ
れる。

【００２６】また、好ましくは、第３，４，５，６また
は７手段の原子炉圧力容器で、炉心有効高さが３.５ｍ
以下であることを第８手段である原子炉圧力容器が提供
される。

【００２７】また好ましくは、第１手段の原子炉格納容
器で、上部ドライウエル上部のクレーンのモノレールを
主蒸気配管真上以外に敷設し、逃し安全弁を水平搬出可
能としたことを第９手段である原子炉格納容器が提供さ
れる。

【００２８】また好ましくは、第１手段の原子炉格納容
器で、下部ドライウエル下部に仕切床を配置し、仕切床
とマットとの間を圧力抑制室プールとしたことを第１０
手段である原子炉格納容器が提供される。

【００２９】また好ましくは、第１手段の原子炉格納容
器で、原子炉ウエルの外周に複数のプールを配置し、各
プールは原子炉圧力容器から取り出した燃料集合体を配
置する第１底面とおよびこの第１底面よりも浅い第２底
面を有し、第２底面は原子炉圧力容器内の炉内構造物を
燃料集合体の交換時に仮置きできる広さを有することを
第１１手段である原子炉格納容器が提供される。

【００３０】また好ましくは、第１手段の原子炉格納容
器で、使用済み燃料プールと機器仮置きプールの最深部
深さを同一としたことを第１２手段である原子炉格納容
器が提供される。

【００３１】

【作用】第１手段によれば、原子炉建屋の高さを５７ｍ
以下、または原子炉建屋の最小幅を５５ｍ以下とするこ
とで、原子炉建屋の小型化が可能となる。

【００３２】第２手段によれば、第１手段の原子炉建屋
の原子炉格納容器の高さを３２ｍ以下、またはマット上
端より運転床面までの高さを３９ｍ以下、または原子炉
格納容器側壁の外径を２８ｍ以下とすることで、原子炉
格納容器の小型化が可能となる。

【００３３】第３手段によれば、第１，２手段の原子炉
建屋の圧力抑制室の高さを２０ｍ以下、または上部ドラ
イウエル高さを１１ｍ以下、または使用済み燃料プール
の深さを１１ｍ以下、または機器仮置きプールの深さを
８ｍ以下、または運転床の高さを１７ｍ以下とすること
で、各部屋空間の高さ低減が図れ、原子炉格納容器の小
型化が可能となる。

【００３４】第４手段によれば、第１手段の原子炉建屋
の、原子炉格納容器の側壁およびトップスラブをプレス
トレスコンクリート製の構造を有することで、格納容器
の耐圧と耐振性を向上させ、原子炉格納容器の小型化が
可能となる。

【００３５】第５手段によれば、第４手段の原子炉建屋
の、原子炉格納容器，運転床，使用済み燃料プール，機
器仮置きプールおよび原子炉ウエルとを内包した区域
と、原子炉建屋機器作業室を内包した区域とを独立かつ
自立化させた建屋構造を有することで、原子炉建屋全体
の耐振性を向上させ、原子炉建屋の小型化が可能とな
る。

【００３６】第６手段および第７手段によれば、原子炉
圧力容器を炉心より上部位置で支持することで、原子炉
圧力容器の熱膨張が緩和され、上部ドライウエル高さひ
いては原子炉格納容器の高さ低減が可能となる。

【００３７】第８手段によれば、炉心有効高さが３.５
ｍ 以下である原子炉圧力容器を提供することで、原子
炉建屋に内包される原子炉格納容器，使用済み燃料プー
ル，機器仮置きプール、および運転床の全ての部屋空間
の高さ低減が図れ、原子炉建屋の高さ低減が可能とな
る。

【００３８】第９手段によれば、上部ドライウエル上部
のクレーンのモノレールを主蒸気配管真上以外に敷設
し、逃し安全弁を水平搬出可能としたことで、従来、こ
の弁の上部に設けられていた搬出空間を低減でき、上部
ドライウエル高さひいては原子炉格納容器の高さ低減が
可能となる。

【００３９】第１０手段によれば、下部ドライウエル下
方の一部分を圧力抑制室プールとしたことで、圧力抑制
プール高さの低減が図れ、原子炉格納容器の高さ低減が
可能となる。

【００４０】第１１手段および第１２手段によれば、原
子炉ウエルの外周に配置した複数のプールに、燃料集合
体を配置する第１底面と、炉内構造物を燃料集合体の交
換時に仮置きできる広さを有する第１底面よりも浅い第
２底面を有することで、従来の原子炉建屋にあった使用
済み燃料プールと機器仮置きプールの深さの高いによる
これらの構造物の設置スペースの制限を緩和し、特に使
用済み燃料貯蔵スペースが増大させつつ、各プール高さ
の低減が図れ、原子炉格納容器の高さ低減が可能とな
る。

【００４１】

【実施例】

（実施例１）本発明の第１の実施例である沸騰水型原子
力発電プラントを、従来例の図３，図４と本発明の図
１，図２とを比較して説明する。

【００４２】図１に示す原子炉格納容器２は、内部で発
生した気体に対する耐圧を持たせるために内側にライナ
を張った鉄筋コンクリート製で、格納容器側壁３０を側
面、下面をマット３４、そして上面をドーム形状のトッ
プヘッド２４を上方に向かって突設されたトップスラブ
２６とする円筒形状の概観を有する構造である。原子炉
格納容器２の中央部の円筒状の空間には、この内側に向
かってペデスタル３２が突設され、ペデスタルの頂部に
は、原子炉圧力容器４が据え付けられており、圧力容器
スカート１２４を介して圧力容器４を支持している。原
子炉圧力容器２の周囲には、円筒状をなす圧力容器遮蔽
壁３６がペデスタル３２上部に突設されている。原子炉
格納容器２は、ダイヤフラムフロア２８およびペデスタ
ル３２により上部ドライウエル１４，下部ドライウエル
１６および圧力抑制室１８に区分けされている。さらに
圧力抑制室１８は、冷却水を張った圧力抑制プール２０
と、プール２０上部空間であるウエットウエル２２に区
分けされる。圧力抑制室１８には、格納容器２の外部か
ら下部ドライウエル１６へ、作業員や機器搬出入のアク
セスのためのアクセストンネル４２が複数設けられてい
る。

【００４３】原子炉格納容器２には、次の事象を想定し
て種々の機器が据え付けられる。

【００４４】ＬＯＣＡ時に、上部ドライウエル１４と下
部ドライウエル１６に噴出した高温高圧蒸気を窒素とと
もに圧力抑制プール２０水中へ放出する、ベント管４４
と蒸気の流出方向を水平方向へ変える水平ベント４６が
設置される。またドライウエル１４，１６内の蒸気凝縮
による圧力低下を防止するための真空破壊装置４０が、
圧力抑制室１８と下部ドライウエル１６との間に設けら
れる。原子炉圧力容器４には、蒸気を取り出す主蒸気配
管５０や給水配管５２などの配管が接続されているが、
主蒸気配管５０の破断時に原子炉格納容器２内外の環境
を隔離するため主蒸気隔離弁５４が配管貫通部６６の格
納容器２内側と主蒸気トンネル６４側に設置される。原
子炉圧力容器４内が高圧となった場合の蒸気を逃がすた
めに逃し安全弁５６が主蒸気配管に設置され、弁５６よ
り放出された蒸気はクエンチャ５８を介して圧力抑制プ
ール２０で凝縮される。

【００４５】原子炉格納容器２の上部の運転床６には、
使用済み燃料貯蔵プール８と機器仮置きプール１０は、
原子炉格納容器２上部の原子炉ウエル２４の両側に一つ
ずつ配置される。機器仮置きプール１０は、内部に放射
線遮蔽のための水を充填しており、定期検査時に原子炉
圧力容器４から取り出された気水分離器１１０，蒸気乾
燥器１１２，インターナルポンプ１２０のユニットを仮
置きする広さを有する。使用済み燃料貯蔵プール８は、
内部に放射線遮蔽を兼ねた冷却水を充填しており、第１
底面８Ｂ及び第１底面よりも浅い第２底面８Ｃをそれぞ
れ有する。原子炉圧力容器４から取り出された使用済み
燃料集合体は、使用済み燃料貯蔵ラック（図示せず）内
に挿入された状態で第１底面８Ｂにそれぞれ配置され
る。第２底面８Ｃは、燃料交換時に原子炉圧力容器４か
ら取り出された制御棒１１６を仮置きする広さを有す
る。

【００４６】原子炉の運転時に、原子炉ウエル１２はト
ップヘッド２４を底の一部としている。原子炉ウエル１
２には、原子炉の運転時で運転床６への放射線遮蔽体と
して機能するコンクリート製の遮蔽プラグ３８を運転床
面に設置し、原子炉ウエル１２内部に水を満たしてい
る。使用済み燃料貯蔵プール８の第２底面８Ｃの一部と
機器仮置きプール１０とは、原子炉格納容器２の真上に
位置する。また、原子炉の運転時に、使用済み燃料貯蔵
プール８と原子炉ウエル１２とは使用済み燃料貯蔵プー
ルゲート８Ａで、機器仮置きプール１０と原子炉ウエル
１２とは機器仮置きプールゲート１０Ａで、それぞれ仕
切られている。

【００４７】定期検査時に使用される炉心の燃料交換を
行うための燃料交換機６０が運転床６面上に一対のレー
ルと共に設置され、機器搬出入を行うための運転床６上
部には天井クレーン６２が設置される。

【００４８】一般に、沸騰水型原子炉は図２に示すよう
に構成されている。

【００４９】即ち、原子炉圧力容器４内にはシュラウド
１０４が設けられており、シュラウド１０４内部には燃
料集合体１０２を多数収納した炉心１００が収納されて
いる。炉心１００内へ流入する冷却水１３０は、燃料集
合体１０２の燃料で加熱されて沸騰し、水と蒸気の混合
二相流となってシュラウドヘッド１０６に流れる。この
シュラウドヘッド１０６の上方には多数のスタンドパイ
プ１０８および気水分離器１１０が接続され、気水分離
器１１０の上方には蒸気乾燥器１１２が設置される。そ
して、水と蒸気の混合二相流は、まず気水分離器１１０
で水と蒸気とに分離される。水気分離器１１０を通過し
て分離された蒸気１４０は、蒸気乾燥器１１２で乾燥さ
れた後に上部プレナム１１３で集められ矢印１４２のよ
うに主蒸気ノズル１１４から排出されてタービン（図示
せず）に送出されるように構成されている。一方、主蒸
気ノズル１１４から蒸気として放出した冷却水分を補充
するための給水は、給水ノズル１１５より送り込まれ
る。気水分離器１１０で分離された水は、気水分離器１
１０からダウンカマ１０３へ戻され、ダウンカマ103内
で給水ノズル１１５から供給される給水と混合され、イ
ンターナルポンプ120によって炉心１００の下方に送り
込まれて、矢印１３２のように炉心１００へ再循環させ
ている。炉心１００の現象は中性子束計装管１２２など
でモニタされ、原子炉圧力容器４の下部より制御棒駆動
機構１１８で制御棒１１６が炉心１００内に挿入，引抜
きされ、燃料集合体１０２の発熱出力を制御するように
構成されている。

【００５０】上記の機器及び構造物と、原子炉格納容器
２の外側に設置された複数の原子炉建屋機器作業室と原
子炉格納容器２とを内包した原子炉区域８０をマット３
４上に配置し、原子炉建屋１はこれらを内包している。

【００５１】図１の原子炉建屋では、原子炉圧力容器４
を上部支持としており、原子炉格納容器４をプレストレ
スコンクリート製とすることで、マット３４内に格納容
器側壁基部３１を設けて固定しており、格納容器上部ド
ライウエル１４と圧力抑制室１８の高さ低減を図ってい
る。

【００５２】本実施例に示す図２の圧力容器は、現行軽
水炉の技術で、高燃焼度化およびプルトニウムの有効利
用による燃料サイクル費の大幅低減によりエネルギ長期
安定供給の実現をめざした次世代型沸騰水型軽水炉であ
るＲＢＷＲ（Resource- Renewable Boiling Water R
eactor) 用のものである(特願平6−156989号明細書)。
このＲＢＷＲでは、従来のＢＷＲと比較してプルトニウ
ム増殖比を高めており、原子炉運転時における核分裂性
プルトニウム増殖比を約１とすることが可能である。こ
の炉心核特性を達成するために、劣化ウランにプルトニ
ウムを富化した燃料棒を三角配列に配置した稠密六角型
燃料集合体として燃料密度を増加させており、また減速
材と冷却材を兼ねている軽水の流量を低減して燃料集合
体中の水対燃料体積比を小さくし、現行ＢＷＲより少し
ボイド率を高めて高速中性子によるプルトニウム転換を
向上させた軽水冷却材、集合体３体に１本の割合で密に
配置したＹ字型制御棒との組み合わせを持つ炉心構成と
する。また炉心核特性を達成するために、図４の従来の
ＢＷＲ用圧力容器５ａより燃料集合体全長、つまり炉心
高さを１ｍ以上低減させており、制御棒長さも同程度低
減させているため、原子炉圧力容器４の高さは従来のＢ
ＷＲ用圧力容器４ａより合計２ｍ以上低減できている。
また圧力容器４の高さが小さいので、溶接部の強度低下
を防止するため圧力容器スカート１２４の接続部が炉心
と同一高さの真横にこないように、圧力容器スカート１
２４は炉心位置より上部または下部の位置に取り付けら
れる。図３に示す原子炉格納容器４ａと比較して、現行
技術のプレストレスコンクリートを用いた格納容器３の
耐圧性は約２倍以上向上させることが可能である。その
ためウエットウエル２２の高さは従来のウエットウエル
２２ａより半減し約６ｍ低減できる。

【００５３】原子炉圧力容器４を上部支持とすること
で、圧力容器と配管熱膨張の緩和による配管引き回し長
さを低減でき、さらに逃し安全弁５６の搬出用クリーン
のモノレールを主蒸気配管５０の真上以外に敷設して逃
し安全弁５６を水平搬出可能とすることで逃し安全弁作
業空間を低減でき、上部ドライウエル１４の高さは約１
ｍ程度低減可能となる。

【００５４】ＢＷＲ用圧力容器４ａよりも炉心・燃料集
合体の短尺化と圧力容器高さを１ｍ以上低減可能な原子
炉、本実施例のＲＢＷＲ用圧力容器のように、現行ＢＷ
Ｒよりも２.５ｍ 低減可能な圧力容器を使用した場合、
次のようになる。ＣＲＤ作業空間が低減でき、さらに原
子炉保有水量が小さくなるために、圧力抑制プール２０
の水量が低減できる。前述のように圧力抑制室１８の高
さは低減でき、下部ドライウエル１６との高さの整合を
取ると、ダイヤフラムフロア２８の高さは従来のダイヤ
フラムフロア２８ａよりも約７ｍ低減できる。

【００５５】また、ＲＢＷＲでは燃料集合体１０２が短
尺化するため、使用済み燃料プール８の深さは大幅低減
でき、機器仮置きプール１０との高さの整合を取ると、
トップスラブ２６から運転床６までの各プール８，１０
の深さは従来の各プール８ａ，１０ａの深さより約３ｍ
低減できる。図１のように本実施例では、使用済み燃料
プール８の第１底面８Ｂ，第２底面８Ｃおよび使用済み
燃料プール８と機器仮置きプール１０の深さが同一とな
っているので、使用済み燃料貯蔵量は２倍以上に増大
し、使用済み燃料プール８の有効スペースの増大させる
ことが可能となる。また、ＲＢＷＲでは炉内構造物の小
型化により運転床６の空間の高さも従来の運転床６ａよ
りも約１ｍ以上低減できる。

【００５６】本実施例では、原子炉格納容器２内の圧力
容器４，上部ドライウエル１４，下部ドライウエル１
６，圧力抑制室１８、そして、使用済み燃料プール８，
機器仮置きプール１０，運転床６の各階層の部屋の高さ
がそれぞれ数メートル低減され、原子炉建屋１全体で約
１２ｍ（原子炉建屋の１階層分）の高さ低減が図れ、原
子炉建屋，格納容器の大幅な小型化が可能となる。

【００５７】さらに、プレストレスコンクリート製の格
納容器３を原子炉建屋１から自立・独立化させ、同時
に、原子炉建屋１の上部が下部に対して段状に縮小さ
れ、その下部に原子炉格納容器４が収納され、その上部
に使用済み燃料プール８と機器仮置きプール１０が配設
されて上部建屋外壁と各プールの外壁とは一体形成さ
れ、原子炉建屋１の上部のデッドスペースを低減して、
原子炉建屋１を小型化させている。

【００５８】この原子炉格納容器や原子炉建屋の小型化
により、初期の建設コストの低減以外に、次の派生効果
がある。

【００５９】（１）原子炉格納容器や原子炉建屋の小型
化により、建屋の設計条件と強度条件への影響について
は、次のように考えられる。原子力発電所では、耐振性
の向上のため建屋の低重心化を図るよう設計されるが、
その際、機能別に分かれていた区域（部屋のまとまり）
を融合して一つの建屋とする、複合建屋化を図ることが
ある。しかし、この場合には建屋全体の平面が拡大する
ため、同じ整地レベルにより広い面積をとる必要があ
り、立地条件厳しくなり、建設コストも増加する。しか
し、原子炉格納容器や原子炉建屋の高さ低減による小型
化により低重心化が図れ、従来に比べて耐震余裕の拡大
が図れ、従来と同じ程度の耐振性が、原子炉建屋や原子
炉格納容器の各部分の強度低減が可能となる。また、こ
の原子炉格納容器や原子炉建屋の小型化により耐振条件
が緩和され、建屋複合化の必要性が低減されて建屋設計
条件の緩和が図れる。つまり原子力発電所の立地条件の
緩和が図れる。つまり、原子炉格納容器や原子炉建屋の
小型化により、建屋の設計条件と強度条件は従来と比較
して優位である。

【００６０】（２）原子炉建屋の低階層化が可能とな
る。また、原子炉建屋および原子炉格納容器の大型モジ
ュール化を図り、モジュール化による製品信頼性の向上
が可能となる。さらに、モジュールの工場製作による現
場建設量の低減と、原子炉建屋の原子炉格納容器との並
進建設可能が可能となり、原子力発電所の建設工期・工
程の短縮も可能となる。このため、原子と格納容器の自
立・独立化による建設合理化が可能であり、原子炉建屋
および原子炉格納容器小型化による波及効果の優位性が
ある。

【００６１】（３）部屋の床面積，体積低減により原子
炉建屋内の各部屋の換気を行う換気空調設備への影響に
ついては、次のように考えられる。原子炉本体の規模が
同一であるため各部屋に設置された設置機器と運転条件
は本発明でも従来と同等であり、これらの機器から発生
する熱負荷や発生放射能も同等である。よって、温度・
放射能濃度の維持のための条件（除熱条件・濃度条件）
も不変であり、換気空調設備への影響はない。

【００６２】本実施例は、本発明の中で従来例より変更
のもっとも大きい例であるが、原子炉圧力容器変化によ
る炉心・燃料集合体の短尺化のＲＢＷＲ固有の変更によ
り、原子炉格納容器・原子炉建屋は変化するために、現
行技術で実現可能である。

【００６３】（実施例２）本発明の第２実施例による原
子炉建屋を図５に示す。

【００６４】本実施例は、第１実施例を本更したもの
で、以下に述べる点以外は第１実施例と同じである。

【００６５】即ち、第３実施例はＲＢＷＲではなく現行
ＡＢＷＲでの実施例であり、原子炉圧力容器は図４に示
すＡＢＷＲ用圧力容器４ａが採用されている。そして、
運転床，使用済み燃料プール８ａ，機器仮置きプール１
０ａは図３と同様であり、図１のように高さは低減され
ていない。

【００６６】一方、ＲＢＷＲと比較して高さが大きいＡ
ＢＷＲ用圧力容器４ａを採用しているので、上部ドライ
ウエル１４ａ高さ低減のために圧力容器４ａを格納容器
２ａ内で約１ｍ下げており、そのことにより下部ドライ
ウエル１６ａ空間の確保のため、図３に示すような下部
ドライウエル底面１５０と圧力抑制室１８ａ底面との高
さに違いを持たせることをしていない。

【００６７】本実施例は、本発明の中で従来例より変更
のもっとも小さい例であり、現行ＡＢＷＲ用の原子炉圧
力容器・原子炉建屋の変化は小さい。しかし、上部・下
部ドライウエルと圧力抑制室の高さは約３ｍ低減可能で
あり、建設コストの低減効果はある。

【００６８】（実施例３）本発明の第３実施例による原
子炉建屋を図６に示す。

【００６９】本実施例は、第１実施例を変更したもの
で、以下に述べる点以外は第１実施例と同じである。

【００７０】即ち、圧力容器スカートを炉心より下方に
設置されたＲＢＷＲ原子炉圧力容器４ｂの下部支持の方
法を採用している。格納容器４ｂはプレストレスコンク
リート製ではないため、上部ドライウエル１４ｂ，下部
ドライウエル１６ｂ，圧力抑制室１８ｂの高さは低減さ
れていない。また原子炉格納容器２ｂと原子炉建屋１ｂ
との自立・独立化を採用していない。さらに、ＲＢＷＲ
用圧力容器４ｂの小型化により下部ドライウエルの高さ
低減を図り、かつ下部ドライウエルの下方に下部ドライ
ウエル仕切壁１５４を設けて、仕切床１５４とマット３
４との間を圧力抑制プール２０ｂとして、圧力抑制室１
８と連通させた構造を有する。仕切床１５４の上部は下
部ドライウエル作業床１５２で、ここでＲＩＰ，ＣＲＤ
のメインテナンスが行える。

【００７１】したがって、ＲＢＷＲ用圧力容器の小型化
により、プール水量低減とともに圧力抑制プール２０ｂ
体積の増大を図って、プール２０ｂの高さと原子炉格納
容器１ｂを約２ｍ低減できる。

【００７２】（実施例４）本発明の第４実施例による原
子炉建屋を図７に示す。

【００７３】本実施例は、第３実施例を変更したもの
で、以下に述べる点以外は第３実施例と同じである。

【００７４】即ち、圧力容器スカートを炉心より上方に
設置されたＲＢＷＲ原子炉圧力容器４の上部支持の方法
を採用している。また、上部ドライウエル１４ｃの逃し
安全弁の搬出用クレーンのモノレールを主蒸気配管の真
上以外に敷設して逃し安全弁を水平搬出可能とすること
で逃し安全弁作業空間を低減でき、上部ドライウエル１
４ｃの高さは約１ｍ程度低減可能となる。よって原子炉
建屋１ｃの高さを約３ｍ低減できる。

【００７５】（実施例５）本実施例の第５実施例による
原子炉建屋を図８に示す。

【００７６】本実施例は、第４実施例を変更したもの
で、以下に述べる点以外は第４実施例と同じである。

【００７７】即ち、プレストレスコンクリート製の格納
容器２ｄを採用しているので、上部ドライウエル１４
ｄ，下部ドライウエル１６ｄ，圧力抑制室１８ｄの高さ
を約７ｍ低減できる。これらの高さ低減効果は十分大き
いので、図の格納容器４ｂのような下部ドライウエルの
下方の圧力抑制プール化はこの下部ドライウエル１６ｄ
では採用されていない。よって原子炉建屋１ｄの高さを
約９ｍ低減できる。

【００７８】（実施例６）本実施例の第６実施例による
原子炉建屋を図９，図１０に示す。

【００７９】本実施例は、第１実施例を変更したもの
で、以下に述べる点以外は第１実施例と同じである。

【００８０】即ち、第６実施例のＲＢＷＲ用圧力容器４
ｅでは、気水分離器および蒸気乾燥器の高性能化を図
り、各ユニット高さを低減した気水分離器１１０ｅ（例
えば特願平5−58766号明細書）および蒸気乾燥器１１２
ｅ（例えば、特願平6−122206号明細書）を採用してい
る。そのため、運転床６ｅの高さを第１実施例よりもさ
らに約２ｍ低減でき、よって原子炉建屋高さ１ｅを約１
４ｍ低減できる。なお、気水分離器・蒸気乾燥器のユニ
ット高さの低減により、定期検査の機器の仮置きに際し
ては、使用済み燃料プール８ｅおよび機器仮置きプール
１０ｅ内での配置に関して配置制約が緩和される。この
ように本実施例は、本発明に示す実施例の中では最も高
さ低減効果の大きい原子炉格納容器と原子炉建屋とな
る。

【００８１】（実施例７）本実施例の第７実施例による
原子炉建屋を図１１に示す。

【００８２】本実施例は、第１実施例を変更したもの
で、以下に述べる点以外は第１実施例と同じである。

【００８３】即ち、プレストレスコンクリート製の格納
容器２ｆを採用しているが、原子炉格納容器２ｆと原子
炉建屋１ｆとを一体化させており、これらの自立・独立
化を採用していない。さらに使用済み燃料プール８ｆと
機器仮置きプール１０ｆの断面形状を同一形状化とする
ことを採用している。このことで、使用済み燃料プール
８ｆ内の燃料貯蔵容積を第１実施例と比較して約２倍拡
大できる。なお、図５のような使用済み燃料プールの第
１底面８Ｂａと第２底面８Ｃａは本実施例では区別され
ていないが、機器仮置きプールにも図５のような第１底
面と第２底面を設けて、複数のプール形状を同一として
も使用済み燃料プール内の燃料貯蔵容積を拡大できる。

【００８４】

【発明の効果】請求項１の発明によれば、原子炉建屋の
小型化とプラント製作コストの低減の効果が得られる。

【００８５】請求項２の発明によれば、原子炉格納容器
の小型化の効果が得られる。

【００８６】請求項３の発明によれば、原子炉格納容器
内の各部屋空間の高さ低減が図れ、原子炉格納容器の効
果が得られる。

【００８７】請求項４の発明によれば、プレストレスコ
ンクリート製原子炉格納容器による格納容器の耐圧と耐
振性の向上により、原子炉格納容器の小型化の効果が得
られる。

【００８８】請求項５の発明によれば、請求項４の原子
炉建屋の、原子炉格納容器と原子炉建屋との独立・自立
化建屋構造を有することで、原子炉建屋全体の耐振性を
向上させ、原子炉建屋の小型化の効果が得られる。

【００８９】請求項６および７の発明によれば、原子炉
圧力容器の上部支持により原子炉圧力容器の熱膨張が緩
和され、原子炉格納容器の高さ低減の効果が得られる。

【００９０】請求項８の発明によれば、現行ＢＷＲ圧力
容器より小型化された原子炉圧力容器を提供すること
で、原子炉建屋・原子炉格納容器全ての部屋空間の高さ
低減が図れ、原子炉建屋の高さ低減の効果が得られる。

【００９１】請求項９の発明によれば、逃し安全弁を水
平搬出可能とした上部ドライウエルのクレーンモノレー
ル敷設により、逃し安全弁搬出空間を低減でき、原子炉
格納容器の高さ低減の効果が得られる。

【００９２】請求項１０の発明によれば、下部ドライウ
エル下方の一部分を圧力抑制室プールとしたことで、圧
力抑制プール高さの低減が図れ、原子炉格納容器の高さ
低減の効果が得られる。

【００９３】請求項１１および１２の発明によれば、使
用済み燃料プールと機器仮置きプールの深さの違いによ
る構造物の設置スペースの制限を緩和し、特に使用済み
燃料貯蔵スペースを増大させつつ、各プール高さの低減
が図れ、原子炉格納容器の高さ低減の効果が得られる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の第１実施例による沸騰水型原子力プラ
ント用の原子炉建屋の縦断面図。

【図２】図１の原子炉圧力容器の縦断面図。

【図３】従来技術による原子炉建屋の縦断面図。

【図４】図３の原子炉圧力容器の縦断面図。

【図５】本発明の第２実施例による原子炉建屋の縦断面
図。

【図６】本発明の第３実施例による原子炉建屋の縦断面
図。

【図７】本発明の第４実施例による原子炉建屋の縦断面
図。

【図８】本発明の第５実施例による原子炉建屋の縦断面
図。

【図９】本発明の第６実施例による原子炉建屋の縦断面
図。

【図１０】図９の原子炉圧力容器の縦断面図。

【図１１】本発明の第７実施例による原子炉建屋の縦断
面図。

【符号の説明】

１…原子炉建屋、３…原子炉格納容器、４…原子炉圧力
容器、６…運転床、８…使用済み燃料貯蔵プール、１０
…機器仮置きプール、１２…原子炉ウエル、１４…上部
ドライウエル、１６…下部ドライウエル、１８…圧力抑
制室、２０…圧力抑制プール、２２…ウエットウエル、
２４…トップヘッド、２６…トップスラブ、２８…ダイ
ヤフラムフロア、３０…格納容器側壁、３２…ペデスタ
ル、３４…マット、５０…主蒸気配管、５４…主蒸気隔
離弁、５６…逃し安全弁、６０…燃料交換機、６２…天
井クレーン、１００…炉心、１１８…制御棒駆動機構、
１２０…インターナルポンプ、１２４…圧力容器スカー
ト。

───────────────────────────────────────────────────── 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 19/06 ＧＤＢＡ

Claims (12)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】炉心を内蔵した原子炉圧力容器と、前記原
   子炉圧力容器が中心に配備されトップスラブと格納容器
   側壁とダイヤフラムフロアで上端と側面と下端を規定さ
   れた上部ドライウエルと、前記上部ドライウエルと連通
   し前記原子炉圧力容器の下方に配備された下部ドライウ
   エルと、前記原子炉圧力容器の外側に突設された圧力容
   器スカートより伝達された前記原子炉圧力容器の自重を
   支持して上部および下部ドライウエルの空間内に固定し
   保持するように前記ダイヤフラムフロアに突設されたペ
   デスタルと、前記上部ドライウエル下方に設置され保有
   水中と前記上部ドライウエルとを連通する流路とを備え
   た圧力抑制プール領域とウエットウエル空間とから成る
   圧力抑制室とを内包し、前記トップスラブと前記格納容
   器側壁とマットとで上端と側面と下端を規定された原子
   炉格納容器と、前記原子炉格納容器上部に設置された運
   転床と、前記運転床と前記格納容器との間に配備された
   使用済み燃料プール，格器仮置きプール、および原子炉
   ウエルと、前記格納容器の外側に設置された複数の原子
   炉建屋機器作業室とを内包した原子炉区域と、前記原子
   炉区域の全てを前記マット上に具備した原子炉建屋にお
   いて、 前記マット上端より前記運転床空間の上端までの原子炉
   建屋の高さを５７ｍ以下、または前記原子炉建屋の最小
   幅を５５ｍ以下としたことを特徴とする原子力プラン
   ト。
2. 【請求項２】請求項１において、前記原子炉建屋の前記
   マット上端より前記トップスラブ上端までの原子炉格納
   容器の高さを３２ｍ以下、または前記マット上端より前
   記運転床面までの高さを３９ｍ以下、または前記原子炉
   格納容器側壁の外径を２８ｍ以下とした原子力プラン
   ト。
3. 【請求項３】請求項１または２において、前記原子炉建
   屋の前記マット上端より前記ダイヤフラムフロア上端ま
   での圧力抑制室の高さを２０ｍ以下、または前記ダイヤ
   フラムフロア上端より前記トップスラブ上端までの上部
   ドライウエル高さを１１ｍ以下、または前記運転床面か
   ら最深部までの使用済み燃料プールの深さを１１ｍ以
   下、または前記運転床面から最深部までの機器仮置きプ
   ールの深さを８ｍ以下、または前記運転床面より前記運
   転床空間の上端までの運転床の高さを１７ｍ以下とした
   原子力プラント。
4. 【請求項４】請求項１において、前記原子炉格納容器の
   側壁およびトップスラブをプレストレスコンクリート製
   の構造を有する原子炉格納容器。
5. 【請求項５】請求項４において、前記原子炉格納容器お
   よび運転床および前記使用済み燃料プールおよび前記機
   器仮置きプールおよび前記原子炉ウエルとを内包した区
   域と、前記原子炉建屋機器作業室を内包した区域とを独
   立かつ自立化させた建屋構造を有する原子炉建屋。
6. 【請求項６】請求項１において、前記原子炉圧力容器ス
   カートが内蔵される炉心より高い突設位置である原子炉
   圧力容器。
7. 【請求項７】請求項１において、前記ペデスタルが前記
   ダイヤフラムフロアより高い突設位置である原子炉格納
   容器。
8. 【請求項８】請求項３，４，５，６または７において、
   前記炉心有効高さが３.５ｍ 以下である原子炉圧力容
   器。
9. 【請求項９】請求項１において、前記上部ドライウエル
   上部のクレーンのモノレールを主蒸気配管真上以外に敷
   設し、逃し安全弁を水平搬出可能とした原子炉格納容
   器。
10. 【請求項１０】請求項１において、前記下部ドライウエ
    ル下方に仕切床を配置し、前記仕切床と前記マットとの
    間を圧力抑制室プールとした原子炉格納容器。
11. 【請求項１１】請求項１において、前記原子炉ウエルの
    外周に複数のプールを配置し、前記各プールは、前記原
    子炉圧力容器から取り出した燃料集合体を配置する第１
    底面とおよびこの第１底面よりも浅い第２底面を有し、
    前記第２底面は前記原子炉圧力容器内の炉内構造物を前
    記燃料集合体の交換時に仮置きできる広さを有する原子
    炉格納容器。
12. 【請求項１２】請求項１において、前記使用済み燃料プ
    ールと前記機器仮置きプールの最深部深さを同一とした
    原子炉格納容器。