JPH10282284A

JPH10282284A - 原子力発電施設

Info

Publication number: JPH10282284A
Application number: JP9092111A
Authority: JP
Inventors: Takashi Sato; 崇佐藤; Hiroshi Machiba; 浩待場; Takehiko Saito; 健彦斉藤; Setsurou Itou; 説朗伊藤; Toshihiro Funabashi; 俊博船橋; Yoshihisa Akata; 喜央赤田; Takashi Saito; 隆斎藤; Masashi Goto; 政志後藤; Takuya Miyagawa; 卓也宮川; Yutaka Kawamura; 豊河村
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1997-04-10
Filing date: 1997-04-10
Publication date: 1998-10-23

Abstract

(57)【要約】【課題】原子炉事故時の原子炉格納容器の内圧上昇を
大幅に低減し、原子力発電プラントの信頼性を向上させ
る。【解決手段】従来ＲＣＣＶ１の横に隣接配置されてい
た機器を収納する機器室２０をＲＣＣＶ１の下方に設置
することで、ＲＣＣＶ１を内包する原子炉建屋の容積を
低減する。該機器室のうちＲＣＣＶ１のウェットウェル
５直下の機器室２０はＥＣＣＳ１０の機器室の他にＨＣ
Ｕ機器室２１あるいはＲＩＰ補修室２２がある。また下
部ドライウェル３の直下の機器室２３にはセラミックス
系の耐火材を配設するかあるいは隣接する機器室に開放
され床面積を大きくとることとする。あるいは下部ドラ
イウェル３と機器室２３の雰囲気を流通するよう設定し
てもよい。また、下部ドライウェル３あるいは機器室２
３と、これに隣接する機器室２１、２２とを機器搬出入
トンネルまたはハッチにより連絡させる。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は沸騰水型軽水炉の圧
力抑制型原子炉格納容器を有する原子力発電施設に関す
る。

【０００２】

【従来の技術】従来の沸騰水型原子炉（以下ＢＷＲとい
う。）の中で最新のものに新型改良型ＢＷＲ（以下ＡＢ
ＷＲという。）が知られている。このＡＢＷＲの原子炉
格納容器は鉄筋コンクリート製であり、ＲＣＣＶ（rein
forced concrete containmentvessel）と言われてい
る。以下、このＲＣＣＶについて図１４によりその概要
を説明する。

【０００３】図１４は従来のＡＢＷＲのＲＣＣＶ６０の
概略系統断面図である。ＲＣＣＶ６０は、炉心５０を内
包する原子炉圧力容器６と、この原子炉圧力容器６を包
囲する上部ドライウェル２及び下部ドライウェル３と、
原子炉圧力容器６及び下部ドライウェル３を包囲し内部
にサプレッションプール水４ａを貯留するサプレッショ
ンプール４が構成されたウエットウェル５とから構成さ
れる。

【０００４】ＲＣＣＶ６０内の中央部に設置された原子
炉圧力容器６は上部ドライウェル２の中心部に位置し、
原子炉圧力容器スカート１３を介してＲＣＣＶ６０の床
から立設したペデスタル１４により支持されている。原
子炉圧力容器スカート１３により原子炉圧力容器６周囲
の気相空間は上部ドライウェル２及び下部ドライウェル
３に分かれている。ＡＢＷＲの場合には原子炉圧力容器
スカート１３に開口部はなく、原子炉圧力容器６周囲の
気相空間は原子炉圧力容器スカート１３により上部ドラ
イウェル２及び下部ドライウェル３に分離されている。

【０００５】一方、ベント管７はこれらの分割された領
域を連結しており、上部ドライウェル２とウェットウェ
ル５はベント管７により連通している。また、ベント管
７の側壁に設けられた開口部１２により下部ドライウェ
ル３も上部ドライウェル２及びウェットウェル５と連通
している。このように上部ドライウェル２と下部ドライ
ウェル３はベント管７と開口部１２を介して連通してい
るため、上部ドライウェル２と下部ドライウェル３を合
わせて一般に単にドライウェルと呼んでいる。

【０００６】ベント管７の下部は水平ベント口８により
サプレッションプール４内に開口しており、サプレッシ
ョンプール４には常時サプレッションプール水４ａがベ
ント管７の下部を満たしている。ベント管７は図には２
本のみ表示しているが、実際には円周状に１０本均一に
配置されている。

【０００７】また下部ドライウェル３には、冷却材の循
環を行う原子炉内蔵型のインターナルポンプ（以下ＲＩ
Ｐという。）１８や、図示しない制御棒の挿入・引抜き
を行う微調整制御棒駆動機構（以下ＦＭＣＲＤとい
う。）１９が設置されている。

【０００８】サプレッションプール４から原子炉圧力容
器６上部までは非常用炉心冷却系（以下ＥＣＣＳとい
う。）１０により接続されている。原子炉圧力容器６の
上部側面に原子炉一次系配管９が接続している。ウェッ
トウェル５の気相部と下部ドライウェル３は真空破壊弁
１１を介して接続されている。

【０００９】また通常運転時には可燃性ガスの燃焼を厳
に防止するため、ＲＣＣＶ６０内の気相部には常時窒素
が充填されており、ＲＣＣＶ６０内の酸素濃度は空気中
の２０％よりも低く、例えば４〜３％以下に制限するよ
うに管理されている。このため通常運転時には運転員
は、酸素マスク等の装備を用いることではじめてＲＣＣ
Ｖ６０内への立入りが可能となる。

【００１０】次に従来の原子炉建屋について説明する。
図１５は従来のＲＣＣＶ６０を格納する原子炉建屋の概
略系統断面図である。上述の非常用炉心冷却系１０は信
頼性を確保するため、多数機（６機程度）設置される。
この非常用炉心冷却系１０及びＲＣＣＶ６０等を格納す
るため、ＢＷＲの場合には、さらに、原子炉建屋１５が
設置されている。この原子炉建屋１５の上部には、原子
炉から取り出した使用済燃料を一時貯蔵するための使用
済燃料プール１６が設置されている。ＢＷＲにおいて
は、ＲＣＣＶ６０を包囲する原子炉建屋１５が放射能放
出に関するバリアを構築することにより、ＲＣＣＶ６０
及び原子炉建屋１５によって二重の放射能格納障壁を構
成するという極めて優れた安全性能を提供している。

【００１１】多数機の非常用炉心冷却系１０は、最小必
要水頭圧の観点より、全て水源であるサプレッションプ
ール４と同一の高さ以下の位置に設置する必要がある。
このため従来の原子炉建屋１５においては、非常用炉心
冷却系１０を全て原子炉建屋１５の最地下階のＲＣＣＶ
１の横に隣接するエリアに並べて設置するため、原子炉
建屋１５の床面積を大きくせざるを得ない。よって、例
えばある従来のＡＢＷＲにおいては、ＲＣＣＶ１の容積
が約17,000ｍ³ であるのに対して原子炉建屋１５の容積
を約 300,000ｍ³ 、すなわちＲＣＣＶ６０の２０倍近く
の容積としており、原子炉建屋１５はかなり大型の建造
物である。よって、ＲＣＣＶ６０が高い耐圧性能を有す
るのに対し、大型建造物である原子炉建屋１５の構築に
おいては内圧に関して厳しい耐圧基準を考慮するのは難
しい。ＲＣＣＶ６０内の圧力が設計圧力を越えると、Ｒ
ＣＣＶ６０上部に設けられたブローアウトパネル１５が
開口し内圧を逃がす構造となっている。

【００１２】ＲＣＣＶ６０内で原子炉圧力容器６と接続
する原子炉一次系配管９が破断すると、いわゆる冷却材
喪失事故が発生する。この発生確率の極めて低い冷却材
喪失事故が万一発生した場合でも、外部の一般公衆に放
射線被曝の不当なリスクを与えないように十分な対策を
講じておく必要がある。

【００１３】そのため、原子力発電所ではＲＣＣＶ１及
び原子炉建屋１５からなる二重の放射能格納障壁により
放射能の大気中への放散を防止するとともに、非常用炉
心冷却系１０を別途に多数個設けて原子炉圧力容器６内
に前記サプレッションプール水４ａを注入し炉心燃料の
冷却を行いその健全性を維持するべく万全の対策を施し
ている。

【００１４】原子炉一次系配管９が破断して冷却材喪失
事故が発生すると、高温高圧の原子炉冷却材が破断口よ
り放出され、高温高圧の水蒸気となって瞬時に上部ドラ
イウェル２及び下部ドライウェル３内に充満する。下部
ドライウェル３の内部にまで水蒸気が直ちに充満してし
まうのは、下部ドライウェル３がベント管７及び開口部
１２によって、上部ドライウェル２と直接接続されてい
るためである。

【００１５】高温高圧の水蒸気はさらにベント管７の内
部の水面を押し下げて、水平ベント口８よりサプレッシ
ョンプール水４ａの内部に放出され凝縮する。この過程
で、上部ドライウェル２及び下部ドライウェル３内に存
在していた非凝縮性の窒素ガスも高温高圧の水蒸気に随
伴され、水平ベント口８内を通過して、サプレッション
プール水４ａ内に導かれる。しかし窒素ガスは非凝縮性
であるため、そのままサプレッションプール水４ａ内を
通過してウェットウェル５の気相部に移行する。この過
程がしばらく継続すると、上部ドライウェル２と下部ド
ライウェル３内の気体の多くは水蒸気によって占めら
れ、他方ウェットウェル５の気相部はほとんど窒素ガス
のみによって充満されるという状況が出現する。

【００１６】このような状況が出現すると、本来ＲＣＣ
Ｖ１内の気相部全体に均一に存在していた窒素ガスがウ
ェットウェル５内のみに押し込まれるため、ウェットウ
ェル５内の圧力が上昇する。さらに、上部ドライウェル
２と下部ドライウェル３内には高温高圧の水蒸気が存在
する。この水蒸気の圧力にウェットウェル５内の圧力と
ベント管７内の水頭圧を加算したものが実際の上部ドラ
イウェル２及び下部ドライウェル３の圧力となるため、
ＲＣＣＶ１の圧力はこの状態で最高値となる。

【００１７】すなわち、その後はＥＣＣＳ１０が作動し
てサプレッションプール水４ａが原子炉圧力容器６及び
原子炉一次系配管９の破断口を通過して上部ドライウェ
ル２内に注入される（この現象をＥＣＣＳカミングアウ
トと呼ぶ。）ため、上部ドライウェル２及び下部ドライ
ウェル３内の水蒸気は急速に凝縮される。これにより、
上部ドライウェル２と下部ドライウェル３は真空状態と
なり、真空破壊弁１１よりウェットウェル５内に蓄積さ
れた窒素ガスが下部ドライウェル３及び上部ドライウェ
ル２内に環流し、ＲＣＣＶ１内の圧力は急速に低下す
る。

【００１８】故に、ＥＣＣＳカミングアウト直前の圧力
がＲＣＣＶ１のＬＯＣＡ時の最高圧力を決定するといえ
る。ＲＣＣＶ１のこのような最高圧力を低減させるため
には、ドライウェル２，３側の気相体積を極力小さく
し、ウェットウェル５側の気相体積を極力大きくし、ウ
ェットウェル５内での窒素ガスによる蓄圧現象を低減す
ることが重要となる。

【００１９】

【発明が解決しようとする課題】このように従来の原子
炉建屋１５ではＲＣＣＶ６０の横にＥＣＣＳ１０が多数
機設置されるため、建屋の幅及び床面積が大きくなり、
建屋全体を大型化せざるを得ないから、原子力発電所の
経済性が悪化するとともに、原子炉建屋１５を耐圧構造
としてＲＣＣＶ６０に加えて第二の圧力障壁とする場合
の障害となっていた。

【００２０】また今後は、発電効率を鑑みて少ない基数
のプラントでより一基あたりの出力を大出力化して発電
を行うことが社会から要請されつつある。現状のＡＢＷ
Ｒプラントの出力は既に１３５万ＫＷｅという大出力で
あり、現状の構造によって例えば１５０万ＫＷｅや１７
０万ＫＷｅにまで出力を高めたプラントを実現するとす
れば、冷却材喪失事故時のＲＣＣＶ６０内の圧力が出力
に比例して上昇してしまうため、ＲＣＣＶ６０の設計圧
力を大幅に上昇させるか、あるいはＲＣＣＶ６０のウェ
ットウェル５の体積を大幅に増加させる必要がある。

【００２１】しかしながら、ＲＣＣＶ６０の設計圧力は
コンクリート原子炉格納容器の特性上現状でほぼ限界に
達しており、これ以上大幅に上げることは困難である。
また、ウェットウェル５の体積を増加させる事はＲＣＣ
Ｖ６０の大型化につながり、ひいては原子炉建屋１５の
大型化にもなるため好ましいことではない。

【００２２】また、設計基準事故である冷却材喪失事故
に加えて、炉心が原子炉炉心を構成する燃料棒の過度な
温度上昇等により炉心が損傷する、あるいは炉心損傷が
長期化し炉心が溶融するような苛酷事故については、確
率的安全評価によればその発生確率は極めて小さいもの
ではあるが、より高い安全性を志向する上では考慮すべ
き事象であるといえる。実際従来のＲＣＣＶ６０では設
計圧力の２倍程度に圧力が上昇しても破損に到らないこ
とが確認されており、苛酷事故に対して十分な安全性が
確認されている。

【００２３】しかし、苛酷事故時に炉心燃料が重大な損
傷に到った場合には、燃料被覆管材料のジルコニウムと
冷却材の水が反応して大量の水素ガスが発生する可能性
がある。ＲＣＣＶ６０は前述のとおり通常運転時に窒素
ガスを封入しており水素ガスの燃焼及び過剰な反応の発
生を厳に防止する優れた特性を有しているが、容積が小
さいため、大量の水素ガスが発生した場合にはＲＣＣＶ
６０の内圧が上昇し、原子炉建屋１５に放射能の漏洩が
発生する可能性がある。この場合放射能漏洩に伴ってＲ
ＣＣＶ６０内の水蒸気等のガスが原子炉建屋１５内に過
大に漏洩し、これにより原子炉建屋１５内の内圧が上昇
する。上述したように現状のＡＢＷＲの原子炉建屋１５
は容積が大きいため、ＲＣＣＶ６０に比べて内圧に関す
る耐圧性能が低く、原子炉建屋１５の内圧が上昇すると
原子炉建屋１５上部に設置されているブローアウトパネ
ル１７が開口することにより圧力上昇を抑制するが、こ
れに伴い放射能が直接環境に放出されてしまう。現状よ
り更なる高い安全性を追求するうえでもかかる事象は厳
に防止しなければならない。

【００２４】よって本発明は、原子炉格納容器のサプレ
ッションプール及びＥＣＣＳ等の原子炉格納容器周辺設
備の配置を変更し新たな構成とすることにより、従来の
原子炉建屋より小型の二次格納容器によってＲＣＣＶを
包囲することにより設備全体を小型化した原子力発電施
設を提供する。

【００２５】また極めて低い確率ではあるが、溶融した
炉心燃料（以下デブリという。）が原子炉圧力容器６の
下部を貫通する可能性がある。このときデブリは下部ド
ライウェル３の下部に落下し、十分にデブリを冷却でき
ない場合は下部ドライウェル３下部のコンクリートが浸
食されることもある。この状況を放置した場合にはＲＣ
ＣＶ６０の底部を溶融貫通させるに到ることも考えられ
る。

【００２６】よって本発明は、溶融デブリが万一下部ド
ライウェルの下部に落下する場合でも、このデブリを確
実に冷却することが可能な原子力発電施設を提供する。
また、下部ドライウェル３内にはＲＩＰ１８やＦＭＣＲ
Ｄ１９といったプラントの通常運転のために重要な機器
が設置されているが、現状の下部ドライウェル３は通常
運転時に窒素封入されているため、運転員が容易に立ち
入ることができず、これらの重要な機器の健全性を直接
確認したり、仮に故障した場合に直ちに修理することが
困難な状況にある。

【００２７】よって本発明は、従来通常時に行われてい
た下部ドライウェル内への窒素封入を不要とし、下部ド
ライウェル内を空気雰囲気とすることことにより、下部
ドライウェル内での作業性を向上させた原子力発電施設
を提供する。

【００２８】

【課題を解決するための手段】上記目的を達成するた
め、本発明では、原子炉炉心を内包する原子炉圧力容器
と、この原子炉圧力容器を包囲する上部ドライウェル
と、原子炉圧力容器の下方に位置する下部ドライウェル
と、この下部ドライウェルに隣接し上部ドライウェルの
下方に位置しサプレッションプールを構成するウェット
ウェルとからなる原子炉格納容器を有する原子力発電施
設において、原子炉格納容器の下方に機器を収納する機
器室を具備することを特徴とする原子力発電施設を提供
する。

【００２９】この構成により、従来原子炉格納容器に隣
接配置されていた機器室の配置を変更することにより、
この原子炉格納容器及び機器室等を内包する原子炉建屋
あるいは原子炉建屋に相当する建造物の容積及び設置面
積を大幅に低減することができる。

【００３０】さらに本発明では、原子炉格納容器のウェ
ットウェルの直下に位置する機器室のうち少なくとも一
部の機器室に非常用炉心冷却系、制御棒駆動系水圧制御
ユニット及びインターナルポンプのうちのいずれかに関
わる機器を収納することとする。こうして原子炉格納容
器に対して周辺設備を近接して配置することにより、か
かる設備の利用効率が向上する。

【００３１】さらに本発明では、機器室のうち少なくと
も原子炉格納容器の下部ドライウェルの直下に位置する
機器室の床面にセラミックス系等の耐火材を配設するこ
ととする。この構成により、苛酷事故時に炉心が損傷し
原子炉圧力容器を溶融貫通し落下する場合においても、
耐火材によりデブリを原子力発電施設内部に保持し外部
への放出を厳に防止することができる。

【００３２】あるいは、機器室のうち下部ドライウェル
の直下に位置する機器室を、ウェットウェルの直下に位
置する機器室の少なくとも一部の機器室に開放されるよ
う設定する。この構成により、苛酷事故時に炉心が損傷
し原子炉圧力容器を溶融貫通し落下する場合において
も、機器室の開放により床面積を広くとることでデブリ
を床面で拡散させることにより、確実にデブリを冷却し
外部への放出を厳に防止することができる。

【００３３】また本発明では、下部ドライウェルとその
直下に位置する機器室とを雰囲気を流通する孔を有する
非遮断性部材で仕切り、かつ該機器室とこの機器室に隣
接する機器室とを流通する機器搬出入ハッチあるいは機
器搬出入トンネルを具備することとする。あるいは、原
子炉格納容器のウェットウェルの直下に位置する機器室
の床部高さを下部ドライウェルの床部高さと実質的に同
じ高さに設定し、かつ該機器室と下部ドライウェルとを
流通する機器搬出入ハッチあるいは機器搬出入トンネル
を具備することとする。この構成により、下部ドライウ
ェル内への機器の搬入及び搬出が容易となり、下部ドラ
イウェル内の作業性が向上される。

【００３４】また本発明では、原子炉格納容器内の気相
部と連絡配管を介して連絡する気密室を具備し、この連
絡配管に隔離手段を設けることとする。この構成によ
り、通常時には隔離手段により気密室と原子炉格納容器
気相部とを隔離しているが、原子炉格納容器の内圧が上
昇すると隔離手段が作動して原子炉格納容器気相部と気
密室とを連絡させ雰囲気の流通を行うことで、苛酷事故
時に発生が予想される水素ガスの一部を気密室内に逃が
して原子炉格納容器の内圧上昇を緩和する。またこの気
密室のうち少なくとも一部として、原子炉格納容器の直
下に位置する機器室を使用することにより、連絡配管を
短くするとともに気密室の耐圧性を高めることができ
る。

【００３５】さらに本発明では、上部ドライウェルと下
部ドライウェルとを原子炉圧力容器の外壁及びスカート
により空間として完全に分離するとともに、上部ドライ
ウェルとサプレッションプールとを連絡し下部ドライウ
ェルとは連絡しない第１のベント管と、下部ドライウェ
ルとサプレッションプールとを連絡し上部ドライウェル
とは連絡しない第２のベント管とを具備し、かつ下部ド
ライウェル内に窒素ガスを充填する窒素充填手段を具備
することとする。また、上部ドライウェルから下方に延
びてサプレッションプール水内に開口部を有する第３の
ベント管を具備することとする。

【００３６】この構成により、上部ドライウェルと下部
ドライウェルとが空間的にもまたベント管を介しても連
絡しない独立した空間となるから、冷却材喪失事故時に
下部ドライウェルからウェットウェル内の気相部にガス
が流入することを防止し、冷却材喪失事故時の原子炉格
納容器の内圧上昇を緩和する。

【００３７】この場合、通常は上部ドライウェル及びウ
ェットウェル気相部を窒素雰囲気としかつ下部ドライウ
ェル内雰囲気を窒素及び酸素を含む空気としておくとと
もに、原子炉事故時に下部ドライウェル内に水素ガスが
発生したときに窒素充填手段により下部ドライウェル内
を窒素雰囲気とすることとする。これにより下部ドライ
ウェルにおける水素の燃焼及び過剰な反応を厳に防止す
る。またこの窒素充填手段として格納容器内窒素ガス封
入系を用いることとしてもよい。

【００３８】また本発明では、原子炉格納容器及び機器
室を包囲する耐圧性の２次格納容器を設置することによ
り格納容器を２重化する。機器室の配置変更による施設
の小型化に対応して、従来の原子炉建屋に代えて耐圧性
を有する２次格納容器を設けることが可能となった。こ
れにより事故時に２次格納容器内に発生するガスの外部
放出を厳に防止することができる。

【００３９】さらに、２次格納容器の外部に補助建屋を
設置し、この補助建屋内に２次格納容器と連絡する燃料
プール、燃料プール浄化系、復水貯蔵槽、復水補給系及
び非常用ガス処理系のうち少なくとも一つの設備を配置
する。これにより２次格納容器の更なる小型化を図るこ
とができる。

【００４０】またこの２次格納容器を利用して、複数の
原子力プラントを有する原子力発電施設において複数の
２次格納容器に対して補助建屋内に設置された設備を共
用することも可能である。

【００４１】さらに本発明では、この２次格納容器を弾
性体より構成される免震要素を介して岩盤上に設置する
こととする。この免震要素としては、例えばゴムと鋼板
の積層体やあるいはバネから成るものを用いる。上述し
たように施設を小型化することにより、免震要素により
施設全体に免震機能をもたせることが可能となる。

【００４２】

【発明の実施の形態】本発明の第１の実施の形態を図面
を参照して説明する。図１は本実施形態に係る原子炉格
納容器及びその周辺設備からなる原子力発電施設の概略
系統断面図、図２は本実施形態に係る原子力発電施設を
内包する原子炉建屋の概略系統断面図である。なお、図
中従来の技術で述べた図１４と同一の構成部分には同一
符号を付して重複する部分の説明は省略し、以下本実施
形態の要部のみを説明する。

【００４３】本実施形態における原子力発電施設は、Ｒ
ＣＣＶ１の下部に機器室を設けている。図では特にサプ
レッションプール４を構成するウェットウェル５の下部
に設けられた機器室のうち少なくとも一部を、ＥＣＣＳ
機器室２０、ＨＣＵ機器室２１及びＲＩＰ補修室２２と
して使用している。なお、図では奥行き方向に重なって
いるためＨＣＵ機器室２１及びＲＩＰ補修室２２を同じ
位置に表示している。

【００４４】ＲＣＣＶ１の下部に機器室を設けること
で、従来の図１４に示したＲＣＣＶ６０と比べて本実施
形態に係るＲＣＣＶ１は上方に配置されることとなる。
例えば、従来と比べてＲＣＣＶ１の高さを約８．５ｍ上
方に配置し、ＲＣＣＶ１の下部に高さ約６．５ｍの機器
室を設けることとする。

【００４５】従来と比べてＲＣＣＶ１自体を高位置に配
置することで基盤からの各種機器の設置高さが大きくな
ると、ＲＣＣＶ１内の各種機器、特に原子炉圧力容器６
及びその周辺機器の耐震性が悪化する。これを防止し少
なくとも従来と同等の耐震性を得るために、本実施形態
ではＲＣＣＶ１のウェットウェル３の底面からの原子炉
圧力容器１の高さを小さくすることで、原子炉格納容器
の耐震性を高く維持している。例えばドライウェル３底
面と原子炉圧力容器１との高さ距離を従来より約４．１
ｍ小さくする。

【００４６】これに伴い、図１４に示した従来のＲＣＣ
Ｖ６０床部における、下部ドライウェル３の床面をウェ
ットウェル５床面より少し高い位置あるいはほぼ同じ高
さとしていた従来の設計を変更する。すなわち、ＲＣＣ
Ｖ１の床面のうち下部ドライウェル３の床面を階段状に
掘り下げて下部ドライウェル３床面が隣接するウェット
ウェル５床面より低い位置に配置するとともに、ＲＣＣ
Ｖ１の内径を従来より大きくして、ウェットウェル５底
面とサプレッションプール水４ａの通常運転時水面との
距離を小さくする。例えば図１４に示した従来のＲＣＣ
Ｖ６０の内径が約２９ｍであるのに対し、本実施形態に
おいてはＲＣＣＶ１の内径を約３５ｍとする。これによ
り、ドライウェル３底面と原子炉圧力容器１との高さ距
離を従来より小さくするとともに、ウェットウェル４の
気相部体積を従来とほぼ同等とする。

【００４７】図１４に示すように従来のＡＢＷＲではＥ
ＣＣＳ機器室２０等の各種機器室はＲＣＣＶ１の側面に
隣接設置されていたが、これら機器室をＲＣＣＶ１下部
に配置することにより原子炉建屋１５の幅を大幅に低減
することで、原子炉建屋１５全体を小型化することが可
能である。例えば、従来の原子炉建屋１５の幅は約６０
ｍであるのに対して、本実施形態の場合には幅を約４５
ｍにまで低減することができる。

【００４８】以下本発明の第２の実施形態を説明する。
図３は本実施形態に係る原子力発電施設の概略系統断面
図である。なお、上記第１の実施形態と同一の構成部分
には同一符号を付し詳細な説明を省略する。

【００４９】本実施形態においては、下部ドライウェル
３の真下に位置する下部機器室２３を、ＲＣＣＶ１と同
様に格納機能を有しかつ室内にコアキャッチャー２３ａ
を設置したコアキャッチャー機器室としたものであり、
それ以外の構成は上記第１の実施形態と同様とする。コ
アキャッチャー２３ａは耐火材からなるものとし、例え
ばコアキャッチャー設置室２３の床面に配設する。ここ
で耐火材としては、代表的にはジルコニア（ＺｒＯ
２）、マグネシア（ＭｇＯ）等のセラミックス系のもの
があるが、耐火性能を有するものであれば材質はこれに
限定されない。

【００５０】またこのコアキャッチャー機器室２３と下
部ドライウェル３との境界２３ｂを、落下するデブリと
の接触によって非凝縮性ガス発生等の反応を起こすこと
を極力防ぐため、例えば他の部分より薄圧のコンクリー
ト製としておく。

【００５１】この構成により、第１の実施形態と同様の
作用効果が得られる。さらに、万一苛酷事故が発生して
炉心燃料が重大な損傷に至り、デブリが原子炉圧力容器
６下部を溶融貫通し下部ドライウェル３内に落下する場
合でも、下部ドライウェル３の床面２３ｂを比較的早期
に溶融し、かつ耐火材からなるコアキャッチャー２３ａ
上にデブリを落下させることにより、このデブリによる
ＲＣＣＶ６０の溶融貫通を厳に防止し原子力発電施設の
健全性を現状より更に高めることができる。

【００５２】以下本発明の第３の実施形態を説明する。
図４は本実施形態に係る原子力発電施設の概略系統断面
図である。なお、上記第１または第２の実施形態と同一
の構成部分には同一符号を付し詳細な説明を省略する。

【００５３】本実施形態においては、下部ドライウェル
３の下方に位置する下部機器室と、この下部機器室に隣
接しウェットウェル５下部に位置する機器室のうち少な
くとも一部を統合することにより、第１の実施形態にお
ける下部機器室よりも床面積の大きいデブリ拡散機器室
２４とする。本実施形態では、この機器室２４に耐火材
によるコアキャッチャーは設置する代りに、機器室２４
のデブリの拡散床面積を十分広く取ることによりデブリ
を確実に冷却するものである。

【００５４】この構成により、第１の実施形態と同様の
作用効果が得られる。さらに、万一苛酷事故が発生して
炉心燃料が重大な損傷に至り、デブリが原子炉圧力容器
６下部を溶融貫通し下部ドライウェル３内に落下する場
合でも、デブリ拡散機器室２４内に落下するデブリが十
分広い面積に拡散することによりデブリの厚さが制限さ
れ、上部より冷却水を散布した場合にデブリを均一かつ
確実に冷却することができる。よって、このデブリを確
実に冷却することでＲＣＣＶ６０の溶融貫通を厳に防止
し原子力発電施設の健全性を現状より更に高めることが
できる。

【００５５】なお本実施形態においては特にコアキャッ
チャー２３ａを設置していないが、第２の実施形態にあ
るようにコアキャッチャー２３ａを設置したデブリ拡散
機器室を実現することもできる。

【００５６】以下本発明の第４の実施形態を説明する。
図５は本実施形態に係る原子力発電施設の概略系統断面
図である。なお、上記第１乃至第３の実施形態と同一の
構成部分には同一符号を付し詳細な説明を省略する。

【００５７】本実施形態においては、ＲＣＣＶ１外部に
気密室２５を設け、ＲＣＣＶ１内の気相部と気密室２５
とを気相ベント管２６により接続し、この気相ベント管
２６に隔離手段としてラプチャーディスク２７を設け
る。図では気相ベント管２６の開口部をＲＣＣＶ１内の
ウェットウェル５気相部に設けた場合を代表的に示した
が、開口部の位置はこれに限定されない。

【００５８】気密室２５内には、通常運転時は、ＲＣＣ
Ｖ１内同様窒素ガスを封入しておく。またラプチャーデ
ィスク２７は、通常は隔離手段として働くがある設定圧
力を超えると破壊され気密室２５とＲＣＣＶ１とが連絡
可能となるものであり、ラプチャーディスク２７の設計
圧力は例えばＲＣＣＶ１の設計圧力とする。なお、ラプ
チャーディスク２７の代わりに隔離弁を設置してもよ
い。

【００５９】この構成により、第１の実施形態と同様の
作用効果が得られる。さらに本実施形態は以下の作用を
有する。すなわち、万一設計基準事故である冷却材喪失
事故が発生し、ＲＣＣＶ１の事故時の最高圧力がＲＣＣ
Ｖ１の設計圧力以下に制限される場合には、ラプチャー
ディスク２７は作動せずＲＣＣＶ１の健全性は維持され
る。しかし仮に苛酷事故が発生し、炉心の重大な損傷に
至りＲＣＣＶ１内に大量の水素が発生し内圧が設計圧力
を越えるような事態に到った場合には、ラプチャーディ
スク２７が作動し、ＲＣＣＶ１内の気体の一部を気密室
２５内に逃がすことで上記気密室２５を実質的な原子炉
格納容器の一部として使用することができる。これによ
り、ＲＣＣＶ１の圧力の異常上昇が原因で破損にいたる
原子炉格納容器破損事象を防止することが可能となる。

【００６０】また気密室２５内は常時窒素ガスで封入さ
れているから、仮に苛酷事故時に大量の水素が気密室２
５内に移行しても水素による燃焼等の過剰反応を防止す
ることができる。

【００６１】さらに本実施形態では、気密室２５は通常
時はＲＣＣＶ１と隔離されているため、プラントを停止
し定期検査を実施する際にはＲＣＣＶ１よりも先に機密
室２５内の窒素を放出することとし、逆にプラント起動
時にはＲＣＣＶ１よりも後に窒素ガスを封入するといっ
た運用を行う。こうした効率良い窒素雰囲気の置換によ
れば、本実施形態では、実質的にＲＣＣＶ１の容積が第
１の実施形態より増加するとはいえ、ＲＣＣＶ１内の窒
素の放出・封入に要する時間は第１の実施形態と同等で
あるから、定期検査時のプラントの停止時間は第１の実
施形態と同等に短く抑えることができる。

【００６２】なお、本実施形態では気密室２５内には通
常運転時に窒素ガスを封入するものとしているが、この
ほか、例えば通常時は気密室２５内を空気雰囲気とし、
事故発生後早期に窒素ガスを気密室内に充填する運用も
考えられる。この場合も上述とほぼ同様の作用効果を奏
する。

【００６３】以下本発明の第５の実施形態を説明する。
図６は本実施形態に係る原子力発電施設の概略系統断面
図である。なお、上記第１乃至第４の実施形態と同一の
構成部分には同一符号を付し詳細な説明を省略する。

【００６４】本実施形態においては、第４の実施形態に
おける気密室２５として、ＲＣＣＶ１下部に設けられた
各種機器室のうち少なくとも一部を転用することとし、
例えば、コアキャッチャー設置室２３ａ、ＲＩＰ補修室
２２あるいはデブリ拡散室２４を使用する。あるいは機
器室と同レベルに別途気密室２５を設けてもよい。ま
た、この気密室２５とＲＣＣＶ１内の気相部とを繋ぐ気
相ベント管２６は、ＲＣＣＶ１の壁面の近傍あるいは図
示したようにＲＣＣＶ１の壁面の内部に設置する。

【００６５】この構成により上記第４の実施形態と同様
の作用効果が得られると同時に、本実施形態では気密室
２５がＲＣＣＶ１に近接しているため、気相ベント管２
６の長さを短くすることができるから、配管圧損を低減
しその分ＲＣＣＶ１の事故時のピーク圧力を低くするこ
とが可能となる。また、ＲＣＣＶ１の下部に位置する気
密室２５はＲＣＣＶ１と一体化して建造されるため、上
記第４の実施形態と比べて気密室２５の耐圧性をより強
固にすることが可能となる。

【００６６】以下本発明の第６の実施形態を説明する。
図７は本実施形態に係る原子力発電施設の概略系統断面
図である。なお、上記第１乃至第５の実施形態と同一の
構成部分には同一符号を付し詳細な説明を省略する。

【００６７】ＲＣＣＶ１内では上部ドライウェル２と下
部ドライウェル３とが原子炉圧力容器６の外壁と原子炉
圧力容器スカート１３とにより完全に分離されている。
従来のＲＣＣＶ及び上記第１乃至第５の実施形態におい
ては、上部ドライウェル２と下部ドライウェル３はサプ
レッションプール４に水平ベント口８を有するベント管
７を介して接続しているが、本実施形態はこのベント管
の構造を変更し、上部ドライウェル２と下部ドライウェ
ル３とが空間として分離された構造とするものである。

【００６８】すなわち本実施形態では、ペデスタル１４
内のベント管として、上部ドライウェル２とサプレッシ
ョンプール４を連絡しかつ下部ドライウェル３から独立
して配置される上部ドライウェルベント管２８と、下部
ドライウェル３とサプレッションプール４を連絡しかつ
上部ドライウェル３から独立して配置される下部ドライ
ウェルベント管２９とを設けている。これらのベント管
２８，２９はともに水平ベント８によりサプレッション
プール４内に開口している。さらに、上部ドライウェル
２用のベント管として別途、上部ドライウェル２から直
接下方に接続されサプレッションプール４に導かれる上
部ドライウェル垂直ベント管３０を設置する。

【００６９】通常運転時には分離された下部ドライウェ
ル３内には空気を充満し、かつ上部ドライウェル２内に
は窒素ガスを充満しておき、下部ドライウェル３内に遠
隔操作弁３１がついた窒素ガスタンク３２を設置する。
また、上部ドライウェル２専用の真空破壊弁３３と下部
ドライウェル３専用の真空破壊弁３４を独立に設置す
る。なお、窒素ガスタンク３２はＲＣＣＶ１の外部に設
置して配管により下部ドライウェル３内に接続させても
よい。

【００７０】この構成により、原子炉一次系配管９の瞬
時完全破断により設計基準事故である冷却材喪失事故が
発生した場合においても、上部ドライウェル２と下部ド
ライウェル３が完全に分離されているため、配管破断箇
所から放出される高温高圧の水蒸気に随伴されてベント
管２８及び垂直ベント管３０を通ってウェットウェル５
の気相部に移行する窒素ガスは上部ドライウェル２内の
もののみである。よって、従来下部ドライウェル３内の
窒素ガスまでもがウェットウェル５内の気相部に移行し
ていた場合に比べて冷却材喪失事故時のＲＣＣＶ１のピ
ーク圧力を大幅に低減することができる。また、ウェッ
トウェル５内に蓄積された窒素ガスの圧力が上昇すると
下部ドライウェル３専用の真空破壊弁３４が直ちに作動
し、窒素ガスは下部ドライウェル３内にも直ちに移行す
るため、ウェットウェル５気相部の圧力はさらに低減さ
れる。よって冷却材喪失事故時のＲＣＣＶ１のピーク圧
力は従来に比べて極めて低い値に維持することが可能に
なる。

【００７１】また本実施形態では、通常運転時には下部
ドライウェル３内には空気が充満しており、従来の窒素
充填の場合に比べてはるかに運転員の立ち入りが容易に
なる。これにより、下部ドライウェル３内に設置されて
いる原子炉の通常運転に必要な重要機器であるＲＩＰ１
８や制御棒駆動機構１９が万一故障した場合でも、下部
ドライウェル３内に運転員が立ち入ることにより状況の
確認や修理を行うことが可能となる。また、下部ドライ
ウェル３内に定期的に運転員が立ち入りこれらの重要機
器の健全性を確認することで、予防保全を行うことが可
能となる。従って本実施形態においては、プラントの通
常運転の信頼性を従来より更に向上させることができ
る。

【００７２】さらに本実施形態では、万一苛酷事故が発
生し炉心燃料が重大な損傷に到り、水素ガスが発生した
場合には、遠隔操作弁３１を開とし窒素ガスタンク３２
より窒素ガスを下部ドライウェル３内に充満させること
とする。下部ドライウェル３は上部ドライウェル２等と
比べて比較的容量が小さいから、遠隔隔離弁３１を開と
してから比較的早期に下部ドライウェル３内は窒素雰囲
気となる。よって、仮に高温の炉心燃料により原子炉圧
力容器６の下部が溶融貫通されデブリと水素ガスが下部
ドライウェル３内に放出された場合においても、下部ド
ライウェル３における水素の燃焼及び過剰な反応を厳に
防止することができる。

【００７３】なお本実施形態は上記第１の実施形態にお
けるＲＣＣＶ１のベント管の構造を変更したものである
が、かかるベント管の構造を図１４に示した従来のＲＣ
ＣＶ６０に適用することも可能であることはいうまでも
ない。

【００７４】以下本発明の第７の実施形態を説明する。
図８は本実施形態に係る原子力発電施設の概略系統断面
図である。なお、上記第１乃至第６の実施形態と同一の
構成部分には同一符号を付し詳細な説明を省略する。

【００７５】本実施形態においては、上記第６の実施形
態における窒素ガスタンク３２に代えて、下部ドライウ
ェル３に対して原子炉格納容器内窒素ガス封入系（ＰＮ
ＩＳ）５１を使用したものである。

【００７６】ＰＮＩＳ５１とは原子炉格納容器１内に窒
素ガスを注入することにより原子炉格納容器１内が負圧
あるいは可燃性限界に到達することを阻止するものであ
り、図８に示すようにＰＮＩＳ専用ＤＣ電源（ＤＤＣ
Ｓ）５２を有し、かつイグナイター系（ＤＣＩＣ）５３
及び計測制御系（ＡＭＣＳ）５４と接続されている。Ｐ
ＮＩＳ５１は苛酷事故対策として格納容器ベントとして
用いられると同時に、設計基準事故としての冷却材喪失
事故時においてもＰＮＩＳ５１により窒素ガス封入を行
うことにより、従来の可燃性ガス濃度制御系（ＦＣＳ）
の代替手段としても運用する。また、格納容器ベントを
行う前あるいは冷却材喪失事故時に格納容器ベントを実
施しない場合には、イグナイター系５３を用いて強制点
火方式により水素ガスの再結合反応を起こすことで可燃
性ガスの濃度を低減するものとする。尚、ＰＮＩＳ５１
自体はＲＣＣＶ１下部の機器室に収納することも可能で
あるが、図では便宜上外部に表示してある。

【００７７】この構成により本実施形態によれば、上記
第６の実施形態とほぼ同様の作用効果が得られるととも
に、計測制御系５４により計測される下部ドライウェル
３内のガス濃度に基いて下部ドライウェル３内に窒素ガ
スを封入することにより、原子力発電施設の信頼度を更
に高めることができる。

【００７８】以下本発明の第８の実施形態を説明する。
図９は本実施形態に係る原子力発電施設の概略系統断面
図である。なお、上記第１乃至第７の実施形態と同一の
構成部分には同一符号を付し詳細な説明を省略する。

【００７９】本実施形態においては、上記第５の実施形
態に係るＲＣＣＶ１の外部に、原子炉建屋１７に代えて
耐圧性の２次格納容器３５を設置したものである。２次
格納容器３５の天井部は耐圧性を強化するため半球状と
し、２次格納容器３５の設計圧は例えば２Kg／cm² とす
る。

【００８０】本実施形態においては、ＥＣＣＳ１０等の
機器をＲＣＣＶ１の下部の機器室内に収納することによ
り、図１５に示したＲＣＣＶ６０に隣接して機器室を配
置した従来のＡＢＷＲの原子炉建屋１５の建屋面積及び
容積に比べて、２次格納容器３５の建屋面積及び容積を
大幅に小さくすることができる。このため、従来の原子
炉建屋１５を耐圧構造にすることは極めて困難であった
のに対し、本実施例の２次格納容器３５は容易に耐圧構
造とすることが可能となる。

【００８１】この構成により、第５の実施形態と同様の
作用効果が得られる。さらに本実施形態においては、仮
に苛酷事故が発生してＲＣＣＶ１から過大な放射能と非
凝縮性ガスが漏洩した場合でも、耐圧性の２次格納容器
３５内に漏洩ガスを保持し外気への放出を厳に防止する
ことが可能となる。よって、苛酷事故時の一般公衆に与
える放射線のリスクを大幅に低減することができる。

【００８２】なお本実施形態におけるＲＣＣＶ１として
は、第５の実施形態におけるＲＣＣＶに限定されるもの
ではなく、各実施形態におけるＲＣＣＶの外部に同様の
２次格納容器３５を設けることによっても十分に耐圧構
造をもつ小型の２次格納容器を実現することができる。

【００８３】以下本発明の第９の実施形態を説明する。
図１０は本実施形態に係る原子力発電施設の概略系統断
面図である。なお、上記第１乃至第８の実施形態と同一
の構成部分には同一符号を付し詳細な説明を省略する。

【００８４】本実施形態は上記第８の実施形態における
に２次格納容器からなる２基の原子力プラントを隣接配
置した原子力発電施設に関するものである。すなわち、
上記第８の実施形態に係る２基の２次格納容器３５ａ，
３５ｂの外部に隣接して共用設備補助建屋３６を設置
し、この補助建屋３６の内部に外部燃料プール３７、燃
料プール冷却浄化系（ＦＰＣ）３８、復水貯蔵槽（ＣＳ
Ｐ）３９、復水補給系（ＭＵＷＣ）４０、及び原子炉２
次格納容器３５内の雰囲気をフィルタにより浄化する非
常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）４１等の系統を収納し、さ
らにこの共用設備補助建屋３６内の各系統を２基の原子
炉プラントで共用することとする。

【００８５】この構成によれば、燃料プール３７等の各
系統を２次格納容器３５ａ，３５ｂ内に設置することな
く共用設備補助建屋３６内に設置し、この各系統を２基
で共用することにより、これらの各種設備を２次格納容
器３５内に配置していた第８の実施形態と比べて、２次
格納容器３５をさらに小型化して耐圧性能を向上させる
ことができる。また、各種系統の共用により２基配置の
原子力プラント全体での経済性を一層向上させることが
できる。

【００８６】なお、本実施形態の変形例として、外部燃
料プール３７、燃料プール冷却浄化系（ＦＰＣ）３８、
復水貯蔵槽（ＣＳＰ）３９、復水補給系（ＭＵＷＣ）４
０及び非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）４１のうち一部を
共用設備補助建屋３６内に収納して２基で共有し、特に
設置上の制約があるものについては各２次格納容器３５
ａ，３５ｂ内に収納することも可能である。

【００８７】以下本発明の第１０の実施形態を説明す
る。図１１は本実施形態に係る原子力発電施設の概略系
統断面図である。なお、上記第１乃至第９の実施形態と
同一の構成部分には同一符号を付し詳細な説明を省略す
る。

【００８８】第８の実施形態における２次格納容器３５
は、図１５に示した従来の原子炉建屋１５と比べて大幅
に小型化及び軽量化されている。本実施形態はこの特徴
を生かし、この２次格納容器３５を複数の免震要素４２
を介して岩盤４６上に設置することにより、ＲＣＣＶ１
を含めて２次格納容器全体を免震構造とするものであ
る。建屋基礎に設置される免震要素４２は、積層ゴムあ
るいはバネ等からなるものであり、一般に１個あたり約
５００ｔｏｎの荷重に耐えるように設計されている。こ
れを数１０個から１００個程度建屋下部に配置すること
とする。

【００８９】免震要素４２としては例えば積層ゴムある
いはバネを用いる。積層ゴムからなる免震要素とは、薄
いゴム板と薄い鋼板が交互に複数枚積み重ねられ、これ
ら積層体の上下にフランジ鋼板が配設されて、ともに加
硫圧着されて形成されたものである。

【００９０】この構成により本実施形態は、上記第８の
実施形態と同様の作用効果が得られると同時に、安全上
最も重要な炉心燃料及び原子炉圧力容器６を免震構造の
ＲＣＣＶ１及び２次格納容器３５内部に収納することに
より、地震に対する原子炉の安全性を更に大幅に向上さ
せることができる。

【００９１】なお、本実施形態を上記第９の実施形態に
適用し、２基の２次格納容器３５ａ，３５ｂの建屋基礎
に免震要素４２を配設することも考えられる。以下本発
明の第１１の実施形態を説明する。図１２は本実施形態
に係る原子力発電施設の概略系統断面図である。なお、
上記第１乃至第１０の実施形態と同一の構成部分には同
一符号を付し詳細な説明を省略する。

【００９２】本実施形態は、図７に示した第６の実施形
態において、下部ドライウェル３とその真下の機器室で
あるコアキャッチャー設置室２３との境界２３ｂをグレ
ーチング等の開口部を有する部材４３で仕切ることによ
り、下部ドライウェル３とコアキャッチャー設置室２３
との雰囲気が流通するよう設定し、コアキャッチャー設
置室２３を空間的にＲＣＣＶ１の一部とみなす。さら
に、ＲＩＰ補修室２２とコアキャッチャー設置室２３と
を流通する機器搬出入ハッチ４４を設置し、コアキャッ
チャー設置室２３とＨＣＵ機器室２１とを流通する機器
搬出入トンネル４５を設置する。また、ＲＩＰ１８及び
ＦＭＣＲＤ１９の運転に必要な電源ケーブル４７及びス
クラム配管４８を、グレーチング４３を介し機器搬出入
トンネル４５を通してＲＣＣＶ１の外部に導いている。

【００９３】従来のＡＢＷＲでは図１４に示すように、
ＲＩＰ１８やＦＭＣＲＤ１９の保守・点検のための機器
搬出入トンネル４９を、ウェットウェル５を貫通しその
下端をサプレッションプール水４ａに水没させる状態で
設置せざるを得なかった。機器搬出入トンネル４９がウ
ェットウェル５を貫通する従来の設計では、冷却材喪失
事故時に急激な圧力がサプレッションプール水４ａに加
えられた際にトンネル４９に衝撃が加わる。

【００９４】しかし本実施形態においては、ＲＣＣＶ１
の下部に設けられた機器室であるコアキャッチャー設置
室２３ａを利用して、機器搬出入トンネル４５をウェッ
トウェル５内を貫通することなく直接ＲＣＣＶ１外のＨ
ＣＵ機器室２１と連絡するよう設置することが可能とな
る。これにより冷却材喪失事故時においても機器搬出入
トンネル４９の健全性を高く維持することが可能とな
る。

【００９５】また、プラントの定期検査時にＲＩＰ１８
とＦＭＣＲＤ１９をＲＣＣＶ１の外部に搬出して分解点
検を行う際に、従来は機器搬出入トンネル４９を通して
搬出を行っていたが、本実施形態においては、コアキャ
ッチャー設置室２３とＲＩＰ補修室２２との間に設置さ
れたグレーチング４３の一部を取り外し、機器搬出入ハ
ッチ４４を通して直接ＲＩＰ補修室２２へ搬出すること
が可能となる。よって定期検査時の作業性を大幅に向上
させることができる。

【００９６】以下本発明の第１２の実施形態を説明す
る。図１３は本実施形態に係る原子力発電施設の概略系
統断面図である。なお、上記第１乃至第１１の実施形態
と同一の構成部分には同一符号を付し詳細な説明を省略
する。

【００９７】本実施形態は、図１２に示した第１１の実
施形態において下部ドライウェル３の直下に位置するコ
アキャッチャー設置室２３及びグレーチング等の非遮断
性部材４３を取り除いたものである。これに伴い第１１
の実施形態と比べてウェットウェル５の気相空間部の高
さを低減している。

【００９８】すなわち本実施形態においては、原子炉格
納容器１のウェットウェル５の直下に機器室２１、２２
を設け、かつこの機器室２１、２２は下部ドライウェル
３と隣接し、ウェットウェル５直下の機器室２１、２２
の床部高さは下部ドライウェル３の床部高さとほぼ同じ
高さとしている。また図１２の場合と比べて、コアキャ
ッチャー設置室２３を下部ドライウェル３と一体化しか
つウェットウェル５の気相部高さを低減したことによ
り、ＲＣＣＶ１の設置高さが低くなるとともに全体容積
が低減されている。

【００９９】さらに、ＲＩＰ補修室２２とコアキャッチ
ャー設置室２３とを流通する機器搬出入ハッチ４４を設
置し、コアキャッチャー設置室２３とＨＣＵ機器室２１
とを流通する機器搬出入トンネル４５を設置する。ま
た、ＲＩＰ１８及びＦＭＣＲＤ１９の運転に必要な電源
ケーブル４７及びスクラム配管４８を機器搬出入トンネ
ル４５を通してＲＣＣＶ１の外部に導いている。

【０１００】この構成により本実施形態は、上記第１１
の実施形態とほぼ同様の作用効果を有し定期検査時の作
業性を大幅に向上させることができるとともに、第１１
の実施形態と比較して原子炉圧力容器６の設置高さを低
くし、かつＲＣＣＶ１全体の高さ自体が低減することに
より、耐震性能を大幅に向上させることができる。

【０１０１】

【発明の効果】本発明によれば設計基準事故としての冷
却材喪失事故時の原子炉格納容器内の圧力を大幅に低減
し、かつ苛酷事故時には大量に発生するおそれのある水
素ガスによる原子炉格納容器の内圧上昇を大幅に低減す
るとともに、通常運転時においては運転員の下部ドライ
ウェル内への立ち入り、補修及び予防保全を可能とする
ことにより、プラントの通常運転の信頼性を大幅に向上
することができる。さらに、従来の原子炉建屋に代わり
耐圧性能を有する２次格納容器を設けることにより信頼
性を高め、加えて大幅な小型化を図るとともに、２基の
プラントを隣接配置する際には各種系統を共用すること
により、プラントの経済性を大幅に向上させることがで
きる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の第１の実施形態に係るＲＣＣＶ及び各
種機器室からなる原子力発電施設の概略系統断面図。

【図２】図１に示したＲＣＣＶを内包する原子炉建屋の
概略系統断面図。

【図３】本発明の第２の実施形態に係るＲＣＣＶ及び各
種機器室からなる原子力発電施設の概略系統断面図。

【図４】本発明の第３の実施形態に係るＲＣＣＶ及び各
種機器室からなる原子力発電施設の概略系統断面図。

【図５】本発明の第４の実施形態に係るＲＣＣＶ及び各
種機器室からなる原子力発電施設の概略系統断面図。

【図６】本発明の第５の実施形態に係るＲＣＣＶ及び各
種機器室からなる原子力発電施設の概略系統断面図。

【図７】本発明の第６の実施形態に係るＲＣＣＶ及び各
種機器室からなる原子力発電施設の概略系統断面図。

【図８】本発明の第７の実施形態に係るＲＣＣＶ及び各
種機器室からなる原子力発電施設の概略系統断面図。

【図９】本発明の第８の実施形態に係るＲＣＣＶ及び各
種機器室からなる原子力発電施設の概略系統断面図。

【図１０】本発明の第９の実施形態に係るＲＣＣＶ及び
各種機器室からなる原子力発電施設の概略系統断面図。

【図１１】本発明の第１０の実施形態に係るＲＣＣＶ及
び各種機器室からなる原子力発電施設の概略系統断面
図。

【図１２】本発明の第１１の実施形態に係るＲＣＣＶ及
び各種機器室からなる原子力発電施設の概略系統断面
図。

【図１３】本発明の第１２の実施形態に係るＲＣＣＶ及
び各種機器室からなる原子力発電施設の概略系統断面
図。

【図１４】従来のＡＢＷＲで採用されている原子炉格納
容器の概略系統断面図。

【図１５】従来のＡＢＷＲの原子炉建屋の概略系統断面
図。

【符号の説明】

１，１ａ，１ｂ，６０…原子炉格納容器（ＲＣＣＶ）、
２…上部ドライウェル、３…下部ドライウェル、４…サ
プレッションプール、４ａ…サプレッションプール水、
５…ウエットウェル、６，６ａ，６ｂ…原子炉圧力容
器、７…ベント管、８…水平ベント口、９…原子炉一次
系配管、１０…非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）、１１…
真空破壊弁、１２…開口部、１３…原子炉圧力容器スカ
ート、１４…ペデスタル、１５…原子炉建屋、１６…燃
料プール、１７…ブローアウトパネル、１８…インター
ナルポンプ（ＲＩＰ）、１９…制御棒駆動機構（ＦＭＣ
ＲＤ）、２０…ＥＣＣＳ機器室、２１…ＨＣＵ機器室、
２２…ＲＩＰ補修室、２３…コアキャッチャー設置室、
２３ａ…コアキャッチャー、２４…デブリ拡散室、２５
…気密室、２６…気相ベント管、２７…ラプチャーディ
スク、２８…上部ドライウェル用ベント管、２９…下部
ドライウェル用ベント管、３０…垂直ベント管、３１…
遠隔操作弁、３２…窒素ガスタンク、３３…上部ドライ
ウェル専用真空破壊弁、３４…下部ドライウェル専用真
空破壊弁、３５，３５ａ，３５ｂ…２次格納容器、３６
…補助建屋、３７…外部燃料プール、３８…燃料プール
浄化系（ＦＰＣ）、３９…復水貯蔵槽（ＣＳＰ）、４０
…復水補給系（ＭＵＷＣ）、４１…非常用ガス処理系
（ＳＧＴＳ）、４２…免震要素、４３…グレーチング、
４４…機器搬出入ハッチ、４５，４９…機器搬出入トン
ネル、４６…岩盤、４７…電源ケーブル、４８…スクラ
ム配管、５０…原子炉炉心、５１…原子炉格納容器窒素
ガス封入系（ＰＮＩＳ）、５２…ＰＮＩＳ専用電源、５
３…イグナイター系、５４…計測制御系

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者伊藤説朗神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地株式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者船橋俊博神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地株式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者赤田喜央神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地株式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者斎藤隆神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地株式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者後藤政志神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地株式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者宮川卓也神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地株式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者河村豊神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地株式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者及川弘秀神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地株式会社東芝横浜事業所内

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】原子炉炉心を内包する原子炉圧力容器
と、この原子炉圧力容器を包囲する上部ドライウェル
と、前記原子炉圧力容器の下方に位置する下部ドライウ
ェルと、この下部ドライウェルに隣接し前記上部ドライ
ウェルの下方に位置しサプレッションプールを構成する
ウェットウェルとからなる原子炉格納容器を有する原子
力発電施設において、前記原子炉格納容器の下方に機器
を収納する機器室を具備することを特徴とする原子力発
電施設。
【請求項２】前記原子炉格納容器の前記ウェットウェ
ルの直下に位置する機器室のうち少なくとも一部の機器
室に非常用炉心冷却系、制御棒駆動系水圧制御ユニット
及びインターナルポンプのうちのいずれかに関わる機器
を収納することを特徴とする請求項１記載の原子力発電
施設。
【請求項３】前記機器室のうち少なくとも前記原子炉
格納容器の下部ドライウェルの直下に位置する機器室の
床面にセラミックス系等の耐火材を配設することを特徴
とする請求項１記載の原子力発電施設。
【請求項４】前記機器室のうち前記下部ドライウェル
の直下に位置する機器室は前記ウェットウェルの直下に
位置する機器室の少なくとも一部の機器室に開放される
ことを特徴とする請求項１記載の原子力発電施設。
【請求項５】前記下部ドライウェルとその直下に位置
する前記機器室とを雰囲気を流通する孔を有する非遮断
性部材で仕切り、かつ該機器室とこの機器室に隣接する
機器室とを流通する機器搬出入ハッチあるいは機器搬出
入トンネルを具備することを特徴とする請求項１記載の
原子力発電施設。
【請求項６】前記原子炉格納容器の前記ウェットウェ
ルの直下に位置する機器室の床部高さを前記下部ドライ
ウェルの床部高さと実質的に同じ高さに設定し、かつ該
機器室と前記下部ドライウェルとを流通する機器搬出入
ハッチあるいは機器搬出入トンネルを具備することを特
徴とする請求項１記載の原子力発電施設。
【請求項７】前記原子炉格納容器内の気相部と連絡配
管を介して連絡する気密室を具備し、前記連絡配管に隔
離手段を設けることを特徴とする請求項１記載の原子力
発電施設。
【請求項８】前記隔離手段は通常時には前記気密室と
前記原子炉格納容器気相部とを隔離し、かつ前記原子炉
格納容器の内圧が上昇すると前記原子炉格納容器気相部
と前記気密室とを連絡させ雰囲気の流通を行うことを特
徴とする請求項７記載の原子力発電施設。
【請求項９】前記気密室のうち少なくとも一部は、前
記原子炉格納容器の直下に位置する前記機器室であるこ
とを特徴とする請求項７記載の原子力発電施設。
【請求項１０】原子炉炉心を内包する原子炉圧力容器
と、この原子炉圧力容器を包囲する上部ドライウェル
と、前記原子炉圧力容器の下方に位置する下部ドライウ
ェルと、この下部ドライウェルに隣接し前記上部ドライ
ウェルの下方に位置しサプレッションプールを構成する
ウェットウェルとからなる原子炉格納容器を有する原子
力発電施設において、前記上部ドライウェルと前記下部
ドライウェルとを前記原子炉圧力容器の外壁及びスカー
トにより空間として完全に分離するとともに、前記上部
ドライウェルと前記サプレッションプールとを連絡し前
記下部ドライウェルとは連絡しない第１のベント管と、
前記下部ドライウェルと前記サプレッションプールとを
連絡し前記上部ドライウェルとは連絡しない第２のベン
ト管とを有し、かつ前記下部ドライウェル内に窒素ガス
を充填する窒素充填手段を具備することを特徴とする原
子力発電施設。
【請求項１１】前記上部ドライウェルから下方に延び
て前記サプレッションプール水内に開口部を有する第３
のベント管を有することを特徴とする請求項１０記載の
原子力発電施設。
【請求項１２】通常時は前記上部ドライウェル及び前
記ウェットウェル気相部を窒素雰囲気としかつ前記下部
ドライウェル内を窒素及び酸素を含む空気雰囲気とする
とともに、前記下部ドライウェル内に水素ガスが発生す
ると前記窒素充填手段により前記下部ドライウェル内が
窒素雰囲気となることを特徴とする請求項１０記載の原
子力発電施設。
【請求項１３】前記窒素充填手段として格納容器内窒
素ガス封入系を用いることを特徴とする請求項１０記載
の原子力発電施設。
【請求項１４】前記原子炉格納容器及び前記機器室を
包囲する耐圧性の２次格納容器を設置することにより格
納容器を２重化したことを特徴とする請求項１または１
０記載の原子力発電施設。
【請求項１５】前記２次格納容器の外部に補助建屋を
設置し、この補助建屋内に燃料プール、燃料プール浄化
系、復水貯蔵槽、復水補給系及び非常用ガス処理系のう
ち少なくとも一つの設備を配置することを特徴とする請
求項１４記載の原子力発電施設。
【請求項１６】複数の原子力プラントを有する原子力
発電施設において、複数の前記２次格納容器に対して前
記補助建屋内に設置された設備を共用することを特徴と
する請求項１５記載の原子力発電施設。
【請求項１７】前記２次格納容器を弾性体より構成さ
れる免震要素を介して岩盤上に設置することを特徴とす
る請求項１４記載の原子力発電施設。