JPS61191993A

JPS61191993A - 原子炉格納容器

Info

Publication number: JPS61191993A
Application number: JP60030437A
Authority: JP
Inventors: 松本　明良; 山成　省三; 堀内　哲男
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1985-02-20
Filing date: 1985-02-20
Publication date: 1986-08-26

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】〔発明の利用分野〕本発明は沸騰水型原子炉の圧力抑制格納容器に係り、特
に改良沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）に採用されている格
納容器の構造に関するものである。

〔発明の背景〕

第３図、第４図に従来の改良沸騰水型原子炉（Ａ　Ｂ　
ＷＲ）に採用されている格納容器の内部構造を示す。

第３図は格納容器鉛直方向断面を、第４図は水平方向断
面を示している。

第３図において１は格納容器全体を指している。

格納容器は鉄筋入りのコンクリート（生体遮へい壁２）
で作られており、内側は格納容器の気密性を保持する為
、鉄で内張すしている。

生体遮へい壁２の内部には、ドライウェル３とサプレッ
ションチェンバー４がダイアフラムフロア５を介して上
下に配置されている。サプレッションプール４内は、サ
プレッションプール６とサプレッションチェンバー空間
部７に分かれている。

ドライウェル３とサプレッションプール６はベント管８
で連結されている。

この結果、格納容器ｌのドライウェル３内で−次系配管
破断事故が起こり、冷却水がドライウェル３内に放出さ
れた場合を想定しても１発生した蒸気をドライウェル３
からベント管８を通じサプレッションプール６に導き凝
縮することにより、格納容器内圧力を設定値以下に抑え
ることが可能である。

一方、格納容器１内にはガンマシールド９が設置されて
おり原子炉圧力容器１０から放出される熱及び放射線を
遮へいしている。原子炉格納容器示せず）に導く。主蒸
気管１１には生体遮へい壁２をはさんで主蒸気隔離弁１
２を２弁設置しており、原子炉冷却材バウンダリを形成
している。

更に、１３は格納容器１の外部からサプレッションプー
ル６の下部を通って原子炉圧力容器ペデスタル１４内下
部に接続する連絡路を示す。

改良沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）に採用されている格納
容器の内部構造は以上の通りであるが、第５図に示す従
来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の格納容器に比較し下記
の様な特徴を持っている。

従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）は再循環ポンプ１５及
びそれに付随する再循環系配管を有している。これに対
し、改良沸騰水型原子炉（Ａ　Ｂ　ＷＲ）ではインター
ナルポンプを採用し再循環系を削除した結果ダイアフロ
ム５をＢＷＲに比較し相対的に上方に上げることが出来
た。この為、トライウェル３の容積が減少し、同時にサ
プレッションチェンバー空間部の容積を減少させること
が可能となった。

従って、改良沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）では従来の沸
騰水型原子炉（ＢＷＲ）に比べて格納容器が小形になっ
ている。

しかし、改良沸騰水型原子炉（Ａ　Ｂ　ＷＲ）は。

従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）と同様主蒸気管等の原
子炉−次系配管の隔離弁を格納容器の内外に一弁ずつ設
置している。

これは、原子炉−次系配管が破断し、その上隔離弁が破
裂するといったほとんど発生しないと考えられる事象を
想定しても原子炉冷却材バウンダリの健全性を保持可能
にする為である。

次に、改良沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）は従来の沸騰水
型原子炉（ＢＷＲ）と同様ダイアフロムフロア５を設置
し、ダイアフロムフロア５からベント管８を鉛直下方に
設置しその先端がサプレッションプール６内で開口する
ようにしている６更にガンマシールド９を設置している
。

従って、ＡＢＷＲではこれらの制約により、ドライウェ
ル３の容積ひいてはサプレッションチェンバー空間部７
の容積が決定され、これ以上格納容器を小形化すること
が不可能である。

これに対し、最近ＬＢＢ　（ｌａａｋｂｅｆｏｒｅ　　ｂｒｅａｋ）の研究が進んだ結果。

主蒸気隔離弁等の原子炉冷却材バウンダリを形成する隔
離弁を原子炉格納容器外部に設置することが可能になっ
た。

更に、ベント管８の開口部を鉛直下方に設置した従来の
垂直ベント方式ではなく、ベント管８の側面番；設置し
た水平ベント方式を採用出来る見通しである。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、沸騰水型原子炉の格納容器において、
格納容器の健全性を向上させつつ格納容器容積の減少及
び構造の簡素化を計ると同時に原子炉冷却材バウンダリ
を形成する隔離弁付近の放射線量を低減することにより
定期検査時及び供用時間中検査時に作業員が受ける被曝
を低減することが出来る原子炉格納容器を提供すること
にある。

〔発明の・概要〕改良沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）では従来の沸騰水型原
子炉（ＢＷＲ）に比較し原子炉格納容器容積が減少して
いるが、特に下記の点が制約となりプラントの合理化が
阻害されていた。

（１）　原子炉冷却材バウンダリを形成する隔離弁を生
体遮へい壁をはさみ格納容器の内外に設置していた。

（２）　ダイアフロムフロアを設置し、これにベント管
を鉛直方向に取り付けていた。

本発明は、原子炉格納容器ドライウェルを円筒状の構造
にし、これらの制約を解除することによリトライウェル
の空間部ひいては格納容器容積を減少させるとともに構
造の簡素化を行なったものである。

〔発明の実施例〕

以下１本発明の一実施例を第１図、第２図を用いて詳細
に説明する。

第１図、第２図において、第３図、第４図と同一符号は
同一部分を示す。第１図は本発明におけろ格納容器の鉛
直方向断面を、第２図は水平方向断面を示している。

第１図において、ドライウェル３を円筒形状とし、原子
炉圧力容器１０及び周辺配管と原子炉圧力容器下部の制
御棒駆動室を格納する構造とする。このドライウェルは
また、従来の改良沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）ガンマシ
ールド及び原子炉圧力容器の支持構造物を兼ねている。

原子炉圧力容器１０から出た一次系配管は、炉心の上方
のドライウェル貫通口を通りドライウェル外側に導かれ
る。そして、−次系配管に設置され。

原子炉冷却材バウンダリを形成する隔離弁をドライウェ
ル外側に設けた配管室１５内に置くものとする。

また、従来の改良沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）に設置し
てあったダイアフロムフロアを除去し、ベント管８はド
ライウェル側壁に設置する。

〔発明の効果〕

以上のような構成からなる本発明により、次にのべるよ
うな顕著な効果を得ることができる。

（１）　　ドライウェルを円筒状にした結果、従来の改
良沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）で採用されていた格納容
器に比較しドライウェルの容積を減少させることが可能
となった。

一方、従来ドライウェル部であった空間をサブレジョン
チェンバー空間部として使用することが可能になった。

これにより、ドライウェルに対するサプレッションチェ
ンバ空間部の容積比が大巾に増加した結果、格納容器内
の１次系配管破断事故を想定した場合格納容器の健全性
が大巾に向上する。

（２）　前項（１）で本発明によれば格納容器の健全性
が大巾に向上することが解った。そこで、格納容器の健
全性を従来の改良沸騰水型原子炉（Ａ　Ｂ　ＷＲ）並に
維持すると。

サプレッションチェンバー空間部の容積を大巾に減少さ
せることが可能になる為、格納容器を小形化出来る。

（３）　　ドライウェルを円筒状にした結果、格納容器
の構造が簡素化される。

即ち、本発明で採用したドライウェルの側壁が原子炉圧
力容器から放出される熱及び放射線の遮へい体となるこ
と、及び原子炉冷却材バウンダリを形成する隔離弁をド
ライウェル外部に出した結果、隔離弁の分解点検の為に
作業員がドライウェル内部に入る必要がなくなることか
ら、従来の改良沸騰水型原子炉（Ａ　Ｂ　ＷＲ）で設置
していたガンマシールドを除去することが可能となる。

更に１本発明によると、ベント管をドライウェル側壁に
設置しており、従来の改良沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）
に設置していたダイアフロムフロアを除去することが可
能である。

以上のように本発明によると格納容器自体の構造を簡素
化出来ると同時に、格納容器内構造物を簡素化出来る。

（４）　本発明の格納容器は、原子炉冷却材バウンダリ
を形成する隔離弁をドライウェル外に出すのに好適な構
造になっている。

隔離弁をドライウェル外に出し、更に一次系配管の貫通
口を炉心より上部のドライウェル側壁に設けた結果、炉
心から放出される放射放射線の貫通口からのストリーミ
ングが大巾に減少し、隔離弁付近の放射線量率は従来に
比較し大巾に低減される。このため、定期検査時及び供
用期間中検査時に作業員が受ける被曝を低減することが
出来る。

更に、これにより供用期間中の検査が容易となり主蒸気
配管等の信頼性が向上する。

（５）　本発明によると、下記の点からプラント全体と
して考えた場合の信頼度が向上す。

（ａ）　　格納容器内を引き廻す１次系配管の長さが減
少した結果、配管破断事故の発生確率が減少する。

（ｂ）　　事故を想定した場合、格納容器自体の健全性
が向上する。

（ｃ）　　隔離弁の供用期間中検査が容易となり、隔離
弁の信頼性が向上する。

（ｄ）　　隔離弁を格納容器内より良い雰囲気条件の中
に設置出来るため、隔離弁の寿命が延びるとともに信頼
性が向上する。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例の鉛直方向断面図、第２図は
本発明の一実施例の水平方向断面図、第３図は従来例の
鉛直方向断面図、第４図は従来例の水平方向断面図、第５図はＢＷＲの格納容器の断面図を示す。１・・・原子炉格納容器、２・・・生体遮へい壁、３・
・・ドライウェル、４・・・サプレッションチェンバー
、５・・・ダイアフロムフロア、６・・・サプレッショ
ンプール、７・・・サプレッションチェンバー空間部、
８・・・ベント管、９・・・ガンマシールド、１０・・
・原子炉圧力容器、１１・・・主蒸気管、１２・・・主
蒸気隔離弁、１３・・・連絡路、１４・・・圧力容器ペ
デスタル、第１　図％２図

Claims

【特許請求の範囲】１、ドライウェルとサプレッションチェンバー及びこれ
らを結ぶベント系から成る原子炉格納容器において、ド
ライウェルを原子炉圧力容器及び周辺配管と原子炉圧力
容器下部の制御棒駆動室を格納する円筒形状とし特に熱
遮へい（ガンマシールド）と原子炉圧力容器支持構造を
兼ねた構造を特徴とする原子炉格納容器。２、特許請求の範囲第１項の原子炉格納容器において、
原子炉冷却材バウンダリーを形成する隔離弁をドライウ
ェル外部でかつ炉心の上方に設置することを特徴とする
原子炉格納容器。３、特許請求の範囲第１項、又は第２項の原子炉格納容
器において、ドライウェル側壁にベント管を設置したこ
とを特徴とする原子炉格納容器。