(57)【要約】【課題】炉心損傷事故時の注水遅れによるコアキャッチャーの破損リスクおよび溶融炉心落下時の水蒸気爆発リスクを低減する。【解決手段】原子力発電プラントに、格納容器２の内部で原子炉容器１の下方に配置されて上に開いたコリウム保持容器６２と、その開口部の縁よりも低い位置の出口まで外面に沿って延びる冷却流路５０を形成するペデスタル壁１４などの構造体と、冷却流路５０に冷却水を供給する給水配管１２と、給水配管１２に設けられた給水弁８と、開口部を覆うドレン集積蓋５と、を備える。冷却流路５０をドレン廃液サンプとして用いることで、冷却流路５０に常時冷却水が存在している状態となる。【選択図】図１
2010237070.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
炉心を収める原子炉容器を格納する格納容器の内部に設けられた機器および弁からの漏えい水を収集する漏えい水収集装置において、
前記格納容器の内部で前記原子炉容器の下方に配置されて上に開いたコリウム保持容器と、
前記コリウム保持容器の開口部の縁よりも低い位置の出口まで前記コリウム保持容器の外面に沿って延びる冷却流路を形成する構造体と、
前記冷却流路に冷却水を供給する給水配管と、
前記給水配管に設けられた給水弁と、
前記開口部を覆うドレン集積蓋と、
を有することを特徴とする漏えい水収集装置。
【請求項２】
前記ドレン集積蓋は、中央部とその中央部よりも低い周辺部に向かう斜面を備えていることを特徴とする請求項１に記載の漏えい水収集装置。
【請求項３】
前記ドレン集積蓋の外縁に沿って設けられて前記周辺部と向かい合う部分で貫通するドレン孔が形成された堰、を有することを特徴とする請求項２に記載の漏えい水収集装置。
【請求項４】
前記ドレン孔から流れ出る漏えい水の温度を測定する第１の温度計を有することを特徴とする請求項３に記載の漏えい水収集装置。
【請求項５】
前記ドレン集積蓋は伸縮可能な膜で形成されていて、原子炉通常運転時は、前記容器と前記ドレン集積蓋とで囲まれる空間はその外側よりも圧力が高く設定されてなることを特徴とする請求項１ないし請求項４のいずれか１項に記載の漏えい水収集装置。
【請求項６】
前記ドレン集積蓋は、支持柱によって吊り下げられていることを特徴とする請求項１ないし請求項５のいずれか１項に記載の漏えい水収集装置。
【請求項７】
前記格納容器内の機器および弁からの漏えい水を前記冷却流路に導くドレン配管を有することを有することを特徴とする請求項１ないし請求項６のいずれか１項に記載の漏えい水収集装置。
【請求項８】
前記冷却流路は、前記ドレン配管からの漏えい水を収集する領域とそれ以外の漏えい水を収集する領域とに分割されていることを特徴とする請求項７に記載の漏えい水収集装置。
【請求項９】
前記ドレン配管から排出される漏えい水の温度を測定する第２の温度計を有することを特徴とする請求項７または請求項８に記載の漏えい水収集装置。
【請求項１０】
前記冷却流路の水位を測定する水位測定器と、
前記冷却流路の水位が所定の高さを超えたときに前記冷却流路から前記冷却水を排出する冷却水排出機と、
を有することを特徴とする請求項１ないし請求項９のいずれか１項に記載の漏えい水収集装置。
【請求項１１】
前記出口を覆う多孔板、を有することを特徴とする請求項１ないし請求項４のいずれか１項に記載の漏えい水収集装置。
【請求項１２】
炉心を収める原子炉容器と、
前記原子炉容器を格納する格納容器と、
前記格納容器の内部で前記原子炉容器の下方に配置されて上に開いたコリウム保持容器と、
前記コリウム保持容器の開口部の縁よりも低い位置の出口まで前記コリウム保持容器の外面に沿って延びる冷却流路を形成する構造体と、
前記開口部を覆うドレン集積蓋と、
前記冷却流路に冷却水を供給する給水配管と、
前記給水配管に設けられた給水弁と、
を有することを特徴とする原子力プラント。
【請求項１３】
炉心を収める原子炉容器を格納する格納容器の内部に設けられた機器および弁からの水の漏えいを監視する漏えい監視方法において、
前記格納容器の内部で前記原子炉容器の下方に配置されて上に開いたコリウム保持容器に向かって落ちる漏えい水を前記コリウム保持容器の開口部を覆うドレン集積蓋で受け止めて、前記コリウム保持容器の開口部の縁よりも低い位置の出口まで前記コリウム保持容器の外面に沿って形成された冷却流路に導く工程と、
前記冷却流路の水位が所定の高さを超えたときに前記冷却流路から水を排出する工程と、
を有することを特徴とする漏えい監視方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、炉心を収める原子炉容器を格納する格納容器の内部に設けられた機器および弁からの漏えい水を収集する漏えい水収集装置、それを用いた原子力プラント、ならびに、漏えい監視方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子炉では、原子炉冷却材圧力バウンダリから格納容器への漏えいに対する監視設備の一つとして、ドライウェル床ドレン廃液サンプ水量測定装置が設けられている。ドライウェル床ドレン廃液サンプ水量測定装置は、漏えい液体が最終的に集まるドライウェル床ドレン廃液サンプの水位を測定することによって漏えいを検知する。
【０００３】
ドライウェル床ドレン廃液サンプは、下部ドライウェルのコンクリート床面を掘り下げ、ライナーを内張りして設けられている。ドライウェル床ドレン廃液サンプには、ドライウェル低電導度廃液（ＬＣＷ）サンプとドライウェル高電導度廃液（ＨＣＷ）サンプの２種類がある。
【０００４】
ＬＣＷサンプは各機器・弁とドレン配管で接続され、それらのドレン水を集積する。また、ＨＣＷサンプには制御棒駆動機構フランジ部からの漏えい水、弁フランジ部からの漏えい水、原子炉機器冷却水の漏えい水など、漏えい箇所を特定できない部分からの漏えい水が集積される。ＬＣＷサンプおよびＨＣＷサンプの水位は、常時監視され、水位の変化率が大きくなった場合に警報が表示される。
【０００５】
また、水冷却型原子炉では、原子炉圧力容器内への給水の停止や、原子炉圧力容器に接続された配管の破断により冷却水が喪失すると、原子炉水位が低下し炉心が露出して冷却が不十分になる可能性がある。このような場合を想定して、水位低下の信号により自動的に原子炉は非常停止され、非常用炉心冷却装置による冷却材の注入によって炉心を冠水させて冷却し、炉心溶融事故を未然に防ぐようになっている。
【０００６】
しかし、極めて低い確率ではあるが、非常用炉心冷却装置が作動せず、かつ、その他の炉心への注水装置も利用できない事態も想定され得る。このような場合、原子炉水位の低下により炉心は露出し、十分な冷却が行われなくなり、原子炉停止後も発生し続ける崩壊熱によって燃料棒温度が上昇し、最終的には炉心溶融に至ることが考えられる。
【０００７】
このような事態に進展すると、高温の炉心溶融物（コリウム）が原子炉圧力容器下部に溶け落ち、さらに原子炉圧力容器下鏡を溶融貫通して、格納容器内の床上に落下するに至る。格納容器床を形成するコンクリートとコリウムの反応が継続すると、格納容器破損に至り、格納容器内の放射性物質を外部環境へ放出させるおそれがある。このようなコリウムとコンクリートの反応を抑制するためにコアキャッチャーと呼ばれる設備が提案されている。圧力容器から落下したコリウムを耐熱材で受け止めて、注水手段と組み合わせてコリウムの冷却を図る設備である（たとえば特許文献１および特許文献２参照）。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００８】
【特許文献１】特許第３１５０４５１号公報
【特許文献２】特開２００７−２３２５２９号公報
【特許文献３】特開２００７−２２５３５６号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００９】
従来、ドライウェル床ドレン廃液サンプは、下部ドライウェル床面のコンクリートを掘り下げ、ライナーを内張りして設けられている。しかし、コアキャッチャーを下部ドライウェルに設置した場合には、ドライウェルの床面に直接ドレン廃液サンプを設置することは困難である。特許文献３には、コアキャッチャーの上面にドレンサンプを設ける方法が開示されている。
【００１０】
また、コリウム落下時にコアキャッチャー内側に冷却水が存在すると、高温コリウムと水との相互作用によって水蒸気爆発が生じる可能性がある。従来のコアキャッチャーでは、水蒸気爆発のリスクを回避するために、コリウムの落下後に冷却水の供給を行う構造となっている。
【００１１】
炉心溶融に至るような事故の場合、電源喪失などの要因によって動的機器が使えない可能性が高い。このような場合でも冷却水の供給が行えるよう、溶融弁を用いた重力落下式給水方法が提案されている。しかし、溶融弁の作動が遅れた場合あるいは、所定の注水量が確保できない場合には、コアキャッチャーの温度が上昇し、冷却流路が破損して、コリウムが格納容器床面のコンクリートと接触するおそれがある。
【００１２】
そこで、本発明は、炉心損傷事故時の注水遅れによるコアキャッチャーの破損リスクおよび溶融炉心落下時の水蒸気爆発リスクを低減することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１３】
上述の目的を達成するため、本発明は、炉心を収める原子炉容器を格納する格納容器の内部に設けられた機器および弁からの漏えい水を収集する漏えい水収集装置において、前記格納容器の内部で前記原子炉容器の下方に配置されて上に開いたコリウム保持容器と、前記コリウム保持容器の開口部の縁よりも低い位置の出口まで前記コリウム保持容器の外面に沿って延びる冷却流路を形成する構造体と、前記冷却流路に冷却水を供給する給水配管と、前記給水配管に設けられた給水弁と、前記開口部を覆うドレン集積蓋と、を有することを特徴とする。
【００１４】
また、本発明は、原子力プラントにおいて、炉心を収める原子炉容器と、前記原子炉容器を格納する格納容器と、前記格納容器の内部で前記原子炉容器の下方に配置されて上に開いたコリウム保持容器と、前記コリウム保持容器の開口部の縁よりも低い位置の出口まで前記コリウム保持容器の外面に沿って延びる冷却流路を形成する構造体と、前記開口部を覆うドレン集積蓋と、前記冷却流路に冷却水を供給する給水配管と、前記給水配管に設けられた給水弁と、を有することを特徴とする。
【００１５】
また、本発明は、炉心を収める原子炉容器を格納する格納容器の内部に設けられた機器および弁からの水の漏えいを監視する漏えい監視方法において、前記格納容器の内部で前記原子炉容器の下方に配置されて上に開いたコリウム保持容器に向かって落ちる漏えい水を前記コリウム保持容器の開口部を覆うドレン集積蓋で受け止めて、前記コリウム保持容器の開口部の縁よりも低い位置の出口まで前記コリウム保持容器の外面に沿って形成された冷却流路に導く工程と、前記冷却流路の水位が所定の高さを超えたときに前記冷却流路から水を排出する工程と、を有することを特徴とする。
【発明の効果】
【００１６】
本発明によれば、炉心損傷事故時の注水遅れによるコアキャッチャーの破損リスクおよび溶融炉心落下時の水蒸気爆発リスクを低減することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１７】
【図１】本発明に係る沸騰水型原子力発電所の第１の実施の形態における原子炉格納容器の立断面図である。
【図２】図１のII−II矢視平断面図である。
【図３】図２のIII−III矢視立断面図である。
【図４】図２のIV−IV矢視立断面図である。
【図５】図２のＶ−Ｖ矢視立断面図である。
【図６】図２のVI−VI矢視立断面図である。
【図７】本発明に係る沸騰水型原子力発電所の第１の実施の形態におけるドレン集積蓋近傍の斜視図である。
【図８】本発明に係る沸騰水型原子力発電所の第２の実施の形態におけるコアキャッチャー近傍の平断面図である。
【図９】図８のIX−IX矢視立断面図である。
【図１０】本発明に係る沸騰水型原子力発電所の第３の実施の形態におけるコアキャッチャー近傍の立断面図である。
【図１１】本発明に係る沸騰水型原子力発電所の第３の実施の形態における炉心溶融事故の圧力容器底部破損時に想定される格納容器雰囲気圧力条件でのコアキャッチャー近傍の立断面図である。
【発明を実施するための形態】
【００１８】
本発明に係る漏えい水収集装置の実施の形態を、沸騰水型原子力発電所を例として、図面を参照して説明する。なお、同一または類似の構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
【００１９】
［第１の実施の形態］
図１は、本発明に係る沸騰水型原子力発電所の第１の実施の形態における原子炉格納容器の立断面図である。図２は、図１のII−II矢視平断面図である。図３は、図２のIII−III矢視立断面図である。図４は、図２のIV−IV矢視立断面図である。図５は、図２のＶ−Ｖ矢視立断面図である。図６は、図２のVI−VI矢視立断面図である。図７は、本実施の形態におけるドレン集積蓋近傍の斜視図である。
【００２０】
本実施の形態の沸騰水型原子力発電所は、原子炉圧力容器１、格納容器２、漏えい水収集装置を有している。原子炉の炉心４０は、原子炉圧力容器１の内部に形成されている。原子炉圧力容器１は、格納容器２に格納されている。漏えい水収集装置は、コアキャッチャー３とドレン収集蓋５とを備えている。
【００２１】
格納容器２は、ペデスタル床４１およびペデスタル床４１から上方に延びる円筒状のペデスタル壁１４を有している。原子炉圧力容器１は、ペデスタル壁１４に支持されている。原子炉圧力容器１の下方のペデスタル壁１４で囲まれた領域は、ドライウェル領域と呼ばれる。また、原子炉圧力容器１の下部には、炉心４０に制御棒を挿入する制御棒駆動機構を保守するための保守用プラットホーム６が設けられている。
【００２２】
ペデスタル壁１４の外側には、圧力抑制プール４２が形成されている。ペデスタル壁１４の内部にはベント管１５が埋め込まれている。ベント管１５は配管破断などの事故時にドライウェル１１に大量の水蒸気が放出された場合に、圧力抑制プール４２に水蒸気を導くための管である。
【００２３】
コアキャッチャー３は、ペデスタル床４１の上で、原子炉圧力容器１の真下に配置される。コアキャッチャー３は、上に開いたコリウム保持容器６２を有している。コリウム保持容器６２は、たとえば上に開いた円錐形の底部と円筒形の壁とが結合した形状をしている。
【００２４】
コリウム保持容器６２の外側には、底面および側面に沿って、コリウム保持容器６２に堆積したコリウムを底面から冷却するための冷却流路５０が形成されている。冷却流路５０は、ペデスタル壁１４、コリウム保持容器６２およびその他の構造体によって形成されている。冷却流路５０の出口は、コリウム保持容器６２の開口部の縁よりも低い位置に形成されている。冷却流路５０の出口は、たとえばコリウム保持容器６２の外周に沿ってリング状に形成されている。
【００２５】
また、コアキャッチャー３は、冷却流路５０に冷却水を供給する給水配管４３を有している。給水配管４３は、たとえばベント管１５から分岐して、圧力抑制プール４２と冷却流路５０の出口の上部で下に向かう開口との間に延びている。給水配管４３の途中には給水弁８が設けられている。給水弁８は、たとえばコリウム落下時の温度上昇を検知して作動する溶融弁である。
【００２６】
格納容器２の上部には、プール水に浸漬された熱交換器９が設けられる。熱交換器９には、ドライウェル１１に開口した蒸気供給配管１０と、冷却流路５０に接続された凝縮水ドレン配管１２が接続されている。
【００２７】
ドレン集積蓋５は、コリウム保持容器６２の開口部を覆っている。ドレン集積蓋５は、制御棒駆動機構の保守用プラットホーム６から下方に延びる支持柱１３で吊り下げられて、中央部とその中央部よりも低い周辺部に向かう斜面を備えている。ドレン集積蓋５は、楕円の短軸で折り曲げた形状に形成された金属板などの水密な板であり、支持材１６で支持されている。ドレン集積蓋５には、ドレン集積蓋５を貫通する連通口２４が設けられている。連通口２４は、たとえばドレン集積蓋５の下側で開いた口からドレン集積蓋５の上側で下に向かって開いた口までドレン集積蓋５を貫通して延びた管である。
【００２８】
コリウム保持容器６２は、さらにドレン集積蓋５の外縁に沿って、その外縁よりも高い位置まで延びた耐熱堰１７を備えている。耐熱堰１７の内側は、耐熱材で覆われている。ドレン集積蓋５と耐熱堰１７との接合部分は水密になるように、シールが施されている。耐熱堰１７には、ドレン集積蓋５の外縁の最も低い位置と向かい合う部分にドレン孔１９が形成されている。耐熱堰１７は、コリウム保持容器６２と一体として形成されていてもよいし、コリウム保持容器６２に取り付けたものであってもよい。
【００２９】
耐熱堰１７の上端とペデスタル壁１４との間は、リング状の多孔板１８で覆われている。多孔板１８は、たとえばグレーチングである。
【００３０】
漏えい水収集装置は、さらに、格納容器２の内部に設けられた機器および弁からの漏えい水を冷却流路５０に導くドレン配管２０を有している。ドレン配管２０は、たとえばドレンサンプカバー２３を貫通して、冷却流路５０の出口の上部で下に向かう開口まで延びている。ドレンサンプカバー２３は、ペデスタル壁１４の内面に沿ったリング状に形成されて冷却流路５０の出口の上に設けられている。
【００３１】
漏えい水収集装置は、さらに、水位測定器４４およびサンプポンプ７を有している。水位測定器４４は、冷却流路５０の水位を測定する。サンプポンプ７は、水位測定器４４で測定された冷却流路５０の水位が所定の高さを超えたときに、図中Ｈで示される冷却水排出経路に沿って、冷却流路５０から冷却水を排出する冷却水排出機である。サンプポンプ７によって排出される冷却水は、たとえば廃液処理系（図示せず）に送られる。
【００３２】
給水弁８およびサンプポンプ７は、ドレンサンプカバー２３と多孔板１８との間に配置されている。
【００３３】
また、漏えい水収集装置は、ドレン孔１９から流れ出る漏えい水の温度を測定するドレン孔１９の近傍に設けられた温度計２１と、ドレン配管２０から排出される漏えい水の温度を測定するドレン配管２０の出口近傍に設けられた温度計２２とを有している。
【００３４】
このような沸騰水型原子力発電所において、通常運転時には、コリウム保持容器６２はドレン集積蓋５で蓋をされた状態になっている。このため、原子炉冷却材の漏えい水がコリウム保持容器６２の内側に溜まることはない。
【００３５】
さらに、ドレン集積蓋５は、中央部とその中央部よりも低い周辺部に向かう斜面を備えているため、ドレン集積蓋５に落下したドレン水は、周辺部に向かって斜面に沿って流れていく。ドレン集積蓋５の外縁には耐熱堰１７が設けられているが、最も低い位置にドレン孔１９が形成されているため、ドレン集積蓋５の周辺部に流れていったドレン水は、ドレン孔１９を通ってその外側に設けられた冷却流路５０に流れ込む。
【００３６】
また、ドライウェル１１内の各機器・弁からの漏えい水は、ドレン配管２０を通って冷却流路５０に集められる。したがって、ドレン配管２０で捕集される漏えい水はドレン配管２０を通って、ドレン配管２０で捕集されないその他の漏えい水はドレン集積蓋５によって冷却流路５０に集められる。このようにして冷却流路５０は、通常運転時に、サンプ水で満たされた状態となる。
【００３７】
冷却流路５０の水位は、水位測定器４４で常時監視される。冷却流路４の水位の変動が規定値よりも大きい場合には、中央制御室に警報が表示される。また、冷却流路４の水位が所定の高さの規定値を超えた場合には、サンプポンプ７が冷却流路５０のサンプ水を排出する。つまり、コアキャッチャー３の冷却流路５０は、通常運転時に、ドレン廃液サンプとして用いられる。
【００３８】
また、サンプポンプ７の運転時間および起動間隔は監視され、規定値を超えた場合に中央制御室に警報が表示される。温度計２１，２２が規定値を超える温度上昇を検出した場合も中央制御室に警報が表示される。温度計２１，２２をドレン配管２０の近傍およびドレン孔１９の近傍に設けることで、漏えい水による温度上昇を感度良く検知することができる。
【００３９】
炉心溶融事故時には、原子炉圧力容器１の底部が破損し、コリウムがドレン集積蓋５の上に落下する。ドレン集積蓋５の上に落下したコリウムは、斜面に沿って周辺部に向かって移動したとしても、耐熱堰１７で堰きとめられ、冷却流路５０に流入するおそれは小さい。耐熱堰１７に設けられたドレン孔１９を、ドレン水を通過させるのに十分な大きさを有し、かつ、侵入したコリウムを耐熱堰１７の熱容量で固化させるのに十分な小ささを有するよう設計しておくことにより、コリウムのドレン孔１９の通過を妨ぐことができる。ドレン集積蓋５は、コリウムの熱によって溶融破損し、コリウムはコアキャッチャー３のコリウム保持容器６２に落下する。
【００４０】
コリウム保持容器６２は、冷却流路４に満たされているサンプ水によって外面が冷却され、コアキャッチャー３の構造材が直ちに高温になることはない。また、コリウムの冷却に伴って冷却流路５０で発生した水蒸気は、ドライウェル１１の上部に設けられた熱交換器９で凝縮され、冷却水となって再び冷却流路に戻ってくる。コリウムの熱で雰囲気温度が上昇し、コリウムからの輻射も加わって給水弁８が開くと、圧力抑制プール４２の冷却水が冷却流路４に供給される。冷却流路４にその体積以上の冷却水が供給されると、冷却水は多孔板１８を通ってコリウム保持容器６２の内部に溢水し、コリウムを上面からも冷却するようになる。
【００４１】
ドレン廃液サンプとしてコアキャッチャー３の冷却流路５０を用いることで、冷却流路５０に常時冷却水が存在している状態となり、炉心損傷事故時の注水遅れによるコアキャッチャー３の破損リスクが低減される。さらに、ドレン廃液サンプとして冷却流路５０の水位が常に制御されているため、炉心損傷事故時にコリウムが水中に落下する確率は抑制され、コリウム落下時の水蒸気爆発のリスクを極めて低くすることができる。
【００４２】
格納容器２の漏えい試験の際には、格納容器２の雰囲気は加圧される。このとき、ドレン集積蓋５には連通口２４が設けられるため、連通口２４を通って雰囲気ガスが格納容器２の空間部からコアキャッチャー３のコリウム保持容器６２の内側に流入する。このため、格納容器２の漏えい試験時に格納容器１の内部を加圧しても、ドレン集積蓋５で覆われたコアキャッチャー３のコリウム保持容器６２の圧力は、格納容器２の雰囲気とほぼ同じ圧力となる。したがって、内外差圧によるドレン集積蓋５の破損を抑制することができる。
【００４３】
コアキャッチャー３の蓋を兼ねるドレン集積蓋５は、制御棒駆動機構の保守用プラットホームか６ら吊り下げて支持される。このため、コアキャッチャー３のコリウム保持容器６２の内側に敷設されている耐熱材を痛めるおそれが小さい。また、ドレン集積蓋５は、楕円の短軸で折り曲げた形状としているため、傾斜角度が等しい楕円平板のドレン集積面を用いた場合と比較して、耐熱堰１７の上端までのコアキャッチャー３の容器高さを低くすることができる。このため、格納容器２の内部の物量を削減することができる。
【００４４】
多孔板１８は、通常運転時に、サンプポンプ７を設置するための架台、および、作業用足場として機能する。また、多孔板１８は、炉心溶融事故時にはコアキャッチャーの冷却流路に異物が流入しないよう、フィルターの役割を果たす。
【００４５】
［第２の実施の形態］
図８は、本発明に係る沸騰水型原子力発電所の第２の実施の形態におけるコアキャッチャー近傍の平断面図である。図９は、図８のIX−IX矢視立断面図である。
【００４６】
本実施の形態の沸騰水型原子力発電所では、冷却流路５１，５２は、仕切り板２５によって２つの領域に仕切られている。一方の冷却流路５１には、ドレン配管２０からの漏えい水が流入するようになっている。他方の冷却流路５２には、ドレン集積蓋５で集められた漏えい水が流入するようになっている。ドレンサンプカバー２３は、ペデスタル壁１４と耐熱堰１７との間のリング状の開口を覆うように設けられていて、冷却流路５１にドレン配管２０からの漏えい水以外の漏えい水が流入することを防止する。
【００４７】
このような沸騰水型原子力発電所では、ドレン配管２０からの漏えい水と、その他の漏えい水を区別して漏えい検知を行うことができる。つまり、ドライウェル低電導度廃液（ＬＣＷ）サンプとドライウェル高電導度廃液（ＨＣＷ）サンプとによる漏えい監視を行うことができる。
【００４８】
［第３の実施の形態］
図１０は、本発明に係る沸騰水型原子力発電所の第３の実施の形態におけるコアキャッチャー近傍の立断面図である。
【００４９】
本実施の形態において、ドレン集積蓋４は伸縮可能な膜で形成されている。このドレン集積蓋４によって、コアキャッチャーのコリウム保持容器６２の内側の領域と格納容器内雰囲気とは隔離されている。通常運転時には、コリウム保持容器６２の内側の領域の圧力Ｐ１を、格納容器内雰囲気の圧力Ｐ２よりも高く維持しておく。これにより、通常運転時には、ドレン集積蓋４は、上に凸の状態に保たれる。
【００５０】
また、炉心溶融事故の圧力容器底部破損時には、格納容器雰囲気の圧力Ｐ２は数気圧程度に上昇する。コリウム保持容器６２の内側の領域の圧力Ｐ１を、炉心溶融事故の圧力容器底部破損時に想定される格納容器雰囲気圧力条件においては通常運転時と内外圧力差が減少あるいは逆転して、ドレン集積蓋４が凹んだ状態になるような値とする。
【００５１】
図１１は、本実施の形態における炉心溶融事故の圧力容器底部破損時に想定される格納容器雰囲気圧力条件でのコアキャッチャー近傍の立断面図である。
【００５２】
通常運転時には、上に凸状になったドレン集積蓋４によって、ドレン水は冷却流路５０に集積される。格納容器２の漏えい試験時には、格納容器雰囲気の圧力Ｐ２が上昇する。このとき、ドレン集積蓋４の膨らみ方は、内外差圧（ΔＰ＝Ｐ１−Ｐ２）の値によって変化するが、ドレン集積蓋４にかかる応力は増大しない。
【００５３】
炉心溶融事故時には格納容器内雰囲気圧力は数気圧に上昇すると予想され、このときドレン集積蓋４は凹の状態になっている。圧力容器から落下したコリウムは、ドレン集積蓋４の構造が保たれているうちはドレン集積蓋４によってその中心部に集積され、ドレン集積蓋４がコリウムの熱で溶けた後はコリウム保持容器６２に落下する。
【００５４】
このような沸騰水型原子力発電所では、ドレン集積蓋４を支持する支持柱や支持材が不要であるから、施工が容易となり、物量も低減できる。また、格納容器漏えい試験時にドレン集積蓋４が差圧によって破損することが抑制される。炉心溶融事故時には、コリウムを集積した後に、コアキャッチャー３の上に落下させることができる。
【００５５】
［他の実施の形態］
上述の各実施の形態は単なる例示であり、本発明はこれらに限定されない。たとえば加圧水型原子炉など他のタイプの原子炉施設にも適用できる。また、各実施の形態の特徴を組み合わせて実施してもよい。
【符号の説明】
【００５６】
１…原子炉圧力容器、２…格納容器、３…コアキャッチャー、４…ドレン集積蓋、５…ドレン集積蓋、６…保守用プラットホーム、７…サンプポンプ、８…給水弁、９…熱交換器、１０…蒸気供給配管、１１…ドライウェル、１２…凝縮水ドレン配管、１３…支持柱、１４…ペデスタル壁、１５…ベント管、１６…支持材、１７…耐熱堰、１８…多孔板、１９…ドレン孔、２０…ドレン配管、２１…温度計、２２…温度計、２３…ドレンサンプカバー、２４…連通口、２５…仕切り板、４０…炉心、４１…ペデスタル床、４２…圧力抑制プール、４３…給水配管、４４…水位測定器、５０…冷却流路、５１…冷却流路、５２…冷却流路、６２…コリウム保持容器、Ｈ…冷却水排出経路
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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【図１１】
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