(57)【要約】【課題】  想定される過酷事故に対して、より安全な原子炉格納容器を提供する。【解決手段】  原子炉格納容器は、原子炉圧力容器２を格納する原子炉一次格納容器３６と、原子炉一次格納容器３６の上方に設置された上部二次格納容器４２と、原子炉一次格納容器３６と上部二次格納容器４２の間を、隔離連通切替手段４５を介して連結する気相ベント管４４と、を有する。気相ベント管４４は、原子炉一次格納容器３６および上部二次格納容器４２の内側でも外側でもよい。また、壁に埋め込むこともできる。上部二次格納容器４２内にイグナイターを設置してもよい。上部二次格納容器４２内の空気を窒素で置換してもよい。上部二次格納容器４２内に重力落下式冠水系プールを配置し、プール内の冷却水を原子炉一次格納容器３６内に導くようにしてもよい。【選択図】  図１
2007010457.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
炉心と、
この炉心を収容する原子炉圧力容器と、
この原子炉圧力容器を格納する原子炉一次格納容器と、
前記原子炉一次格納容器の上方に設置された上部二次格納容器と、
前記原子炉一次格納容器と前記上部二次格納容器の間を連結する気相ベント管と、
を有することを特徴とする原子炉格納容器。
【請求項２】
前記気相ベント管は隔離連通切替手段を介して前記原子炉一次格納容器と前記上部二次格納容器の間を連結することを特徴とする請求項１に記載の原子炉格納容器。
【請求項３】
前記隔離連通切替手段は前記原子炉一次格納容器および前記上部二次格納容器の外側に配置されていることを特徴とする請求項２に記載の原子炉格納容器。
【請求項４】
前記気相ベント管および隔離連通切替手段はすべてが前記原子炉一次格納容器または前記上部二次格納容器の内側に配置されていることを特徴とする請求項２に記載の原子炉格納容器。
【請求項５】
前記気相ベント管の少なくとも一部が前記原子炉一次格納容器の壁に埋め込まれていることを特徴とする請求項１または２に記載の原子炉格納容器。
【請求項６】
前記上部二次格納容器は、運転床とその運転床を取り囲む天井および側壁を含み、
前記原子炉一次格納容器の上部に原子炉一次格納容器上蓋があって、この原子炉一次格納容器上蓋によって前記原子炉一次格納容器と前記上部二次格納容器とが仕切られていること、
を特徴とする請求項１ないし５のいずれか一項に記載の原子炉格納容器。
【請求項７】
前記上部二次格納容器内にイグナイターが設置されていることを特徴とする請求項１ないし６のいずれか一項に記載の原子炉格納容器。
【請求項８】
前記上部二次格納容器内の雰囲気が、窒素により置換されて酸素濃度が通常の空気よりも低い雰囲気に保持されていることを特徴とする請求項１ないし７のいずれか一項に記載の原子炉格納容器。
【請求項９】
前記上部二次格納容器内に配置されて冷却水を貯蔵する重力落下式格納容器冠水系プールと、
前記重力落下式格納容器冠水系プール内の冷却水を前記原子炉一次格納容器内に導く注入配管および注入弁を有する注入配管システムと、
をさらに有することを特徴とする請求項１ないし８のいずれか一項に記載の原子炉格納容器。
【請求項１０】
前記重力落下式格納容器冠水系プールは、前記原子炉一次格納容器上蓋の上方に設置された水遮蔽プールであることを特徴とする請求項９に記載の原子炉格納容器。
【請求項１１】
前記原子炉一次格納容器は、前記原子炉圧力容器を収容するドライウェルと、圧力抑制プールを収容してベント管を介して前記ドライウェルに連通するウェットウェルとを有し、
前記注入配管システムの前記注入配管は、前記重力落下式格納容器冠水系プール内の冷却水を前記ドライウェルに導くドライウェルドレン配管であって、
このドライウェルドレン配管に、逆止弁およびＵ字シールが取り付けられていること、
を特徴とする請求項９または１０に記載の原子炉格納容器。
【請求項１２】
前記注入配管システムの前記注入配管は、前記重力落下式格納容器冠水系プール内の冷却水を原子炉圧力容器に導く原子炉圧力容器注入配管であって、
この原子炉圧力容器注入配管に、逆止弁およびＵ字シールが取り付けられていること、
を特徴とする請求項９または１０に記載の原子炉格納容器。
【請求項１３】
前記原子炉一次格納容器は、前記原子炉圧力容器を収容するドライウェルと、圧力抑制プールを収容してベント管を介して前記ドライウェルに連通するウェットウェルとを有し、
前記注入配管システムの前記注入配管は、前記重力落下式格納容器冠水系プール内の冷却水を前記ウェットウェルに導くウェットウェルドレン配管であることを特徴とする請求項９または１０に記載の原子炉格納容器。
【請求項１４】
前記原子炉一次格納容器および前記上部二次格納容器の外部を覆うコンクリート製の外部事象防護壁をさらに有すること、を特徴とする請求項１ないし１３のいずれか一項に記載の原子炉格納容器。
【請求項１５】
原子炉圧力容器と、
この原子炉圧力容器を格納する原子炉一次格納容器と、
前記原子炉一次格納容器の上方に設置された上部二次格納容器と、
前記原子炉一次格納容器と前記上部二次格納容器の間を連結する気相ベント管と、
を有することを特徴とする沸騰水型原子力プラント。
【請求項１６】
前記気相ベント管は隔離連通切替手段を介して前記原子炉一次格納容器と前記上部二次格納容器の間を連結することを特徴とする請求項１５に記載の沸騰水型原子力プラント。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、従来よりも安全性を向上させた原子炉格納容器および沸騰水型原子力プラントに関する。
【背景技術】
【０００２】
従来の沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）は非常用炉心冷却系などの安全系がポンプなどの動的機器により構成されているものは動的安全炉と呼ばれ、これに対し、安全系がタンクなどの静的機器で構成され、内部に貯蔵された冷却水を重力などにより原子炉内に注入する方式のものを静的安全炉と呼んでいる。
【０００３】
動的安全炉のＢＷＲで実用されている代表的なものには新型ＢＷＲ（ＡＢＷＲ）がある。最近では、さらにＡＢＷＲに原子炉格納容器の冷却などに一部静的安全系を取り入れた炉概念も検討されている（特許文献１参照）。
【特許文献１】特開２００４−３３３３５７号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００４】
従来の動的安全ＢＷＲでは、設計基準を大幅に越えるような過酷事故を考えると原子炉格納容器の健全性が損なわれるおそれがあった。原子炉一次格納容器の健全性が損なわれた場合、その外部を取り囲む原子炉建屋には耐圧性がなく二重格納容器としての積極的な安全機能は期待できない設計となっていた。原子炉一次格納容器の健全性を維持するために原子炉一次格納容器ベントなどの対策を実施すると放射性物質を環境に一部放出するおそれがあった。
【０００５】
また、従来の静的安全炉のＢＷＲの設計では、動的システムが存在せず、システムコストは安いものの、原子炉一次格納容器ベントなどの対策をとらないため炉心損傷事故時の原子炉一次格納容器圧力は炉心からの大量水素の発生により高くなり原子炉一次格納容器の漏洩率が高く維持される可能性があった。
【０００６】
また、事故時に水素を機器室内に放出するため、水素爆轟により原子炉一次格納容器が破損する可能性があった。放射能汚染により、また、水素爆轟を回避するため下部の機器室を窒素で置換すると事故後の復旧対応で運転員が機器室に立ち入ることが困難になるという課題があった。こうした課題を解決する目的で新たに鋼製二次格納容器を設置し、その中に水素と放射性物質を放出する概念は、極めて安全性は高いが、新たに鋼製の二次格納容器を追加設置しなければならないという課題があった。
【０００７】
次世代の安全性を標榜する新型ＢＷＲの原子炉格納容器の設計は、炉心損傷事故時の圧力が低く、水素爆轟もなく、必要な場所には運転員の立ち入りが自由に行なえるものであることが望ましい。本発明は、上記課題を解決するものであって、想定される過酷事故に対しても、より安全な原子炉格納容器およびこれを利用した沸騰水型原子力プラントを提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【０００８】
上記目的を達成するために、本発明に係る原子炉格納容器は、炉心と、この炉心を収容する原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器を格納する原子炉一次格納容器と、前記原子炉一次格納容器の上方に設置された上部二次格納容器と、前記原子炉一次格納容器と前記上部二次格納容器の間を連結する気相ベント管と、を有することを特徴とする。
【０００９】
また、本発明に係る沸騰水型原子力プラントは、原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器を格納する原子炉一次格納容器と、前記原子炉一次格納容器の上方に設置された上部二次格納容器と、前記原子炉一次格納容器と前記上部二次格納容器の間を連結する気相ベント管と、を有することを特徴とする。
【発明の効果】
【００１０】
本発明によれば、過酷事故時に炉心から発生する大量の水素による原子炉一次格納容器の圧力上昇を、気相ベント管を介して上部二次格納容器内に放出し、圧力上昇を低く抑えることが可能になり、過酷事故時の原子炉格納容器圧力を設計圧力内に制限可能となる。すなわち、過酷事故を原子炉格納容器の設計基準以内にコントロールできる炉概念を提供可能となる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１１】
本発明の種々の実施形態を、図１〜図１２を参照して説明する。ここで、実施形態相互に同一または類似の部分には共通の符号を付して、重複説明は省略する。
【００１２】
図１により本発明に係る原子炉格納容器の第１の実施形態を説明する。炉心１を収容する原子炉圧力容器２は、ドライウェル１１の内部に設置され、原子炉圧力容器サポート１２により原子炉圧力容器スカート１３を介して固定される。ドライウェル１１の原子炉圧力容器サポート１２よりも上部の空間を上部ドライウェル１４、下部の空間を下部ドライウェル１５と呼ぶ。下部ドライウェル１５の床上には耐熱性の部材から成るコアキャッチャー４６が設置されており、下部ドライウェル１５の床面は放射性物質の漏洩および浸食に対して特別に強化されている。なお、下部ドライウェル１５の壁面で原子炉圧力容器サポート１２を支持しているが、この部分をペデスタル６２と呼ぶ。
【００１３】
上部ドライウェル１４には重力落下式炉心冷却系プール３７が設置され、重力落下式炉心冷却系プール３７と原子炉圧力容器２は爆破弁１６を介して配管１７により連結されている。図では重力落下式炉心冷却系プール３７は左上だけに示しているが、実際は水量を確保するため、上部ドライウェル１４の床面積の２／３程度を占める範囲に設置されている。
【００１４】
また、上部ドライウェル１４の下に円周状にウェットウェル１８が設置され、この内部にプール水を保有し同じく円周状に圧力抑制プール１９が配置されている。ドライウェル１１と圧力抑制プール１９は多数本存在するベント管２０を介して連結される。圧力抑制プール１９の高さは炉心１の高さ以上の位置に設置されている。
【００１５】
また、圧力抑制プール１９と原子炉圧力容器２は、爆破弁２１を介して配管２２で接続されている。これは圧力抑制プール１９内の水を重力により原子炉圧力容器２内に注水する際に使用される。重力落下式炉心冷却系プール３７および圧力抑制プール１９から原子炉圧力容器２内に重力で冷却水を注入する際に原子炉圧力容器２を急速に減圧する必要があり、この目的で減圧弁２３が多数設けられている（図には１個のみを示す）。この減圧弁２３も爆破弁である。
【００１６】
ドライウェル１１の上部には、原子炉隔離時コンデンサープール２４と静的格納容器冷却系プール２５が設置され、それぞれ冷却水を貯えている。原子炉隔離時コンデンサープール２４内には原子炉隔離時コンデンサー熱交換器２６が設置され隔離弁２７を介して配管２８により原子炉圧力容器２と連結されている。同じく静的格納容器冷却系プール２５内には静的格納容器冷却系熱交換器２９が設置され、熱交換器２９は吸込み配管３０によりドライウェル１１の気相部分に接続されている。
【００１７】
原子炉一次格納容器３６は、原子炉圧力容器２を収容するドライウェル１１と、圧力抑制プール１９を収容するウェットウェル１８により構成される。原子炉一次格納容器３６の外壁部分は鉄筋コンクリート製で気密性を維持するために、内面に鋼製のライナー（図示せず）が張られている。原子炉一次格納容器３６内の気相部は酸素濃度を低く抑えるため、通常運転時は窒素雰囲気により置換されている。これは、事故時に原子炉から放出される水素の爆燃および爆轟を回避するためである。
【００１８】
ウェットウェル１８は下部ドライウェル１５の床よりも高い位置に設置されており、ウェットウェル１８の下部空間を利用して機器室４０が設置されている。機器室４０は原子炉一次格納容器３６には含まれていない。
【００１９】
原子炉一次格納容器３６の上部には原子炉一次格納容器ヘッド３８が設置されている。原子炉一次格納容器ヘッド３８は炉心１の燃料を交換する場合などに取り外すことが可能なように鋼製としている。原子炉一次格納容器ヘッド３８が鋼製であるため、原子炉運転時には一部の放射線が貫通して上部に漏れ出るが、これを遮蔽する目的で、水遮蔽４３を設置している。水遮蔽４３は水プールにより放射線を安全上問題がないレベルにまで減衰させることが可能である。
【００２０】
なお、従来のＢＷＲでは、水遮蔽の代わりにコンクリート製の遮蔽プラグをこの部分に設置したものが多い。本実施形態で遮蔽プラグを用いずに水遮蔽４３を用いているのは、燃料交換時などに遮蔽プラグを取り外す手間と遮蔽プラグをオペフロ（運転床）４７の上に置くスペースが無駄となることを避けたものである。水遮蔽４３の機能は原子炉が運転されている場合に必要とされるが、原子炉が停止した後は、事故時も含めてこの部分の遮蔽は不要となる。原子炉が停止した後の炉心燃料などからの放射線および仮に事故が発生した場合であっても原子炉一次格納容器３６内に放出された放射性物質からの放射線も原子炉一次格納容器ヘッド３８により十分に遮蔽される。
【００２１】
また、図示はしていないが、燃料交換時にドライヤーとセパレーターと呼ばれる炉内構造物を取り外し、保管するためにドライヤー・セパレーター・ピットと呼ばれるプール状の空間が水遮蔽４３に隣接して設置されている。ドライヤー・セパレーター・ピットは通常時は空で、ドライヤーおよびセパレーターを保管する際には放射線を遮蔽する目的で水を張ったプール状にして使用される。さらに、水遮蔽４３に隣接して燃料交換時の使用済み燃料の移送用にバッファー燃料プール（図示せず）が設置されている。使用済み燃料を保管する使用済み燃料プール（図示せず）自体は別途設けた燃料プール建屋（図示せず）の内部に設置されており、前記バッファー燃料プールを経て使用済み燃料プールに使用済み燃料を移送する方式が採用されている。これにより原子炉格納容器の小型化が可能となっている。
【００２２】
本実施形態にあっては、非常用炉心冷却系のポンプや非常用の電源である非常用ディーゼル発電機などの動的機器が存在せず、重力などの自然の力により事故時の炉心冷却および原子炉一次格納容器冷却が可能であり、仮に冷却材喪失事故などの発生を仮定してみても動的機器の故障がないためその後に炉心溶融事故に発展する可能性は極めて低くなるという優れた特性を有している。重力落下式炉心冷却系および圧力抑制プールからの注水が重力により行なわれるため動的安全炉のように事故後長時間経って非常用炉心冷却系のポンプが故障して炉心損傷に到る可能性が排除されている点も動的安全炉に比べて優れている。
【００２３】
原子炉圧力容器２の減圧が急速に可能な大破断冷却材喪失事故の場合に特に冷却が容易に行なえる特性がある。ただし、非常用炉心冷却系である重力落下式炉心冷却系と圧力抑制プール１９から冷却水を重力で注水するためには、爆破弁１６、２１を作動させる必要があり、これが、共通原因故障ですべて故障すると炉心損傷に至る。また、小破断冷却材喪失事故時には原子炉圧力容器２の減圧が急速に行なわれないため、原子炉圧力容器２を急速減圧するため減圧弁２３を作動させる必要がある。この減圧弁２３がやはり共通原因故障ですべて故障すると炉心損傷に至る。
【００２４】
静的安全炉は、安全系の設計が静的機器で構成されており系統の単純化と合理化に寄与するが、動的安全系が多重かつ多様に設けられている動的安全炉に比べて格段に安全性が高いというわけではない。したがって、上記のような原因である一定の極めて低い確率で、炉心損傷事故が発生することを前提に、万全の安全性を確保するため原子炉一次格納容器３６を設置し、公衆の被曝線量を低く抑える設計としてある。このため原子炉一次格納容器３６内で炉心溶融事故が発生したことをあえて想定しても、それでもなお、原子炉一次格納容器３６の健全性を維持し、放射性物質の環境への放出がほとんど発生しないように設計されている。
【００２５】
具体的には、炉心溶融事故時に発生する水蒸気については吸込み配管３０より静的格納容器冷却系熱交換器２９に導かれて冷却凝縮することにより、炉心溶融事故時の水蒸気による原子炉一次格納容器３６の加圧と加温を安全上問題がない範囲に緩和することが可能な設計となっている。
【００２６】
本実施形態では、原子炉一次格納容器３６の上部にさらに耐圧性の上部二次格納容器４２を設け、ウェットウェル１８の気相部と上部二次格納容器４２の気相部を気相ベント管４４により連結したことに一つの特徴がある。さらに本実施形態では、気相ベント管４４は、隔離連通切替手段４５を介してウェットウェル１８の気相と上部二次格納容器４２の気相部を連結してもよい。また、本実施形態では、上部二次格納容器４２が原子炉一次格納容器３６の上部に載る形で接合されている。このように上下に接合された原子炉一次格納容器３６と上部二次格納容器４２とから原子炉格納容器４１が構成されている。原子炉一次格納容器３６に内蔵する原子炉は静的安全炉のＢＷＲの場合の例を示している。
【００２７】
隔離連通切替手段４５としては、ラプチャーディスク、真空破壊弁、自動隔離弁などが利用可能である。ラプチャーディスクは設定した圧力差で配管内に設置した円盤状の仕切り板を破壊して雰囲気を連通可能とするものである。作動後の隔離閉鎖機能はない。したがって、作動後は、順方向にも逆方向にも差圧に応じて流れることが可能である。
【００２８】
真空破壊弁は高信頼度の気相逆止弁である。設定した圧力差で作動して雰囲気を連通可能とするが圧力差が低下すると再び閉鎖し流路を隔離する。雰囲気は順方向には流れるが逆方向には流れることはない。順方向への連通機能も逆方向への隔離機能も高信頼度で実施する必要がある場合などに使用されている。
【００２９】
自動隔離弁は電動弁や空気作動弁などで設定した圧力差で自動的に開閉する。一度開状態にした後は開状態を維持することも再び閉鎖状態に戻すことも可能である。電動弁の場合には作動に若干時間がかかる。一方、空気作動弁は、作動時間は早いがアキュムレーターの設置が必要になる。
【００３０】
隔離連通切替手段４５を設置するか、また、設置する場合はどの構造のものを選択するかは設計上の選択事項となる。これらの隔離連通切替手段４５に共通した機能は、通常時は隔離状態にあり、設定した差圧に達すると順方向に雰囲気を流すことである。したがって、これらの隔離連通切替手段は、原子炉が通常の運転中は隔離状態にあり、原子炉一次格納容器３６と上部二次格納容器４２は空間としては分離され独立している。ウェットウェル１８気相部の圧力上昇を伴わない過渡事象や小規模な冷却材喪失事故の場合も、これらの隔離連通切替手段４５は隔離状態に維持される。
【００３１】
一方、万一、大破断冷却材喪失事故や過酷事故が発生した場合は、ウェットウェル１８の気相部の圧力が上昇し、隔離連通切替手段４５の作動設定差圧に達すると隔離連通切替手段４５が作動しウェットウェル１８の気相部と上部二次格納容器４２の気相部が気相ベント管４４を介して連通される。これによりウェットウェル１８気相部に蓄積する水素および窒素などの非凝縮性ガスによる原子炉一次格納容器３６の過大な圧力上昇を上部二次格納容器４２の内部に放出し、原子炉一次格納容器３６の圧力上昇を緩和できる。
【００３２】
あるいは、逆に隔離連通切替手段４５の作動圧をより高く設定し、大破断冷却材喪失事故時にも作動しないようにすることも考えられる。この場合には、隔離連通切替手段４５は大量の水素による過圧が発生する過酷事故時にのみ作動し、設計基準事故時には作動しないようにすることが可能となる。これにより設計基準事故時には圧力を原子炉一次格納容器３６内に留め、さらに過圧が発生する過酷事故時には原子炉一次格納容器３６と上部二次格納容器４２の両方で過酷事故の圧力に耐える設計とすることが可能となる。
【００３３】
上部二次格納容器４２の材質の一例としてはコンクリート構造がある。ただし、耐圧性と機密性が確保されれば材質は問わない。さらに、放射性物質の漏洩を抑制するため鋼製のライナーもしくは樹脂コーティングによるライナーを設置することも考えられる。図では、気相ベント管４４と隔離連通切替手段４５は一対のみを示したが実際には円周上に複数設置してもよい。なお、上部二次格納容器４２の内部には、事故後に原子炉の安全性を確保するための機器は存在しないので、運転員が事故後に上部二次格納容器４２の内部に立ち入る必要はない。
【００３４】
このように構成された本実施形態では、まず、隔離連通切替手段の有無にかかわらず、過酷事故時の圧力上昇に対する圧力障壁の機能を原子炉一次格納容器３６だけで受け持つのではなく、上部二次格納容器４２と分担することにより原子炉格納容器４１の圧力を低く維持することが可能となる。従来の原子炉格納容器は過酷事故が発生した場合には、圧力は設計圧力を超えてしまうが、本実施形態によれば過酷事故時の圧力を設計圧力の範囲に抑えることが可能となる。
【００３５】
上部二次格納容器４２の空間自由体積は、たとえばウェットウェル１８の空間自由体積のおよそ５倍から６倍となる。したがって、過酷事故時の原子炉格納容器圧力を従来の１／５から１／６とすることが可能となり、容易に設計圧力以下に抑制することが可能となる。従来の動的安全炉では、過酷事故時に原子炉格納容器の圧力が設計圧の２倍程度に達してしまい、格納容器ベンティングを実施する必要があった。これにより原子炉格納容器内の放射性ガスを大気中に放出し周辺住民の放射線被曝のリスクを低減するために事前に周辺の住民を避難させる必要があった。しかし、本実施形態によればこのような格納容器ベンティングを行なうことなく原子炉格納容器の圧力を十分低く維持することが可能となる。
【００３６】
また、このように構成された本実施形態によれば、隔離連通切替手段４５を設置した場合には、さらに、小口径配管破断や過渡事象のように原子炉一次格納容器３６内部の大幅な圧力上昇を伴わない事象の場合には、隔離連通切替手段４５は作動しないので、原子炉一次格納容器３６の内部のみに事象を閉じ込めることが可能となる。一方、大口径配管破断事故や過酷事故のように原子炉一次格納容器３６の圧力が大幅に上昇するおそれのある事象の場合には、隔離連通切替手段４５が作動して、非凝縮性ガスを上部二次格納容器４２内部に放出することにより原子炉一次格納容器３６の圧力上昇を防止することが可能となる。
【００３７】
過渡事象は比較的発生頻度の高い事象であるから、その度に主蒸気逃がし弁（図示せず）が作動して炉蒸気が圧力抑制プール１９に移行して凝縮し、その際、主蒸気中の放射性物質もわずかにウェットウェル１８の気相部に移行することが想定される。本実施形態では、この過渡事象時の放射性物質の移行をウェットウェル１８気相部までにとどめることが可能となる。その結果、過渡事象時に放射性物質が上部二次格納容器４２内に移行し上部二次格納容器４２が汚染することを防止可能となる。過渡事象の度に上部二次格納容器４２の内部が放射能で汚染すると、定期検査や燃料交換時に運転員が上部二次格納容器４２内に入ってオペフロ（運転床）４７上で作業を行なう際に放射線被曝を受ける。本実施形態ではこの問題を排除可能である。
【００３８】
次に、図２により、本発明に係る原子炉格納容器の第２の実施形態を説明する。本実施形態においては、気相ベント管４４ａは原子炉格納容器４１の外部に設置されるのはなく、ドライウェル１１を貫通する形で直接ウェットウェル１８と上部二次格納容器４２を連通している。隔離連通切替手段４５ａは、ウェットウェル１８の気相部に設置される構成としている。このように構成される本実施形態にあっては、気相ベント管４４ａが原子炉格納容器４１の外部に露出しないため、気相ベント管４４ａから事故時に放射性物質が環境に漏洩することを回避できる。
【００３９】
次に、図３により、本発明に係る原子炉格納容器の第３の実施形態を説明する。本実施形態においては、上部二次格納容器４２と原子炉一次格納容器３６は構造物として一体をなし、原子炉格納容器４１を構成している。また、気相ベント管４４ｂは原子炉格納容器４１の壁面の内部に埋め込まれて設置される。このように構成される本実施形態においては、原子炉格納容器４１が一体構造となり、より強度が増す効果が得られる。また、気相ベント管４４ｂが壁面に埋め込まれることにより、よりコンパクトな設計が可能となっている。隔離連通切替手段４５ｂは、ウェットウェル１８の気相部に位置するため保守が可能であるが、壁面に開口部を設けて埋め込むことも可能である。
【００４０】
次に、図４により、本発明に係る原子炉格納容器の第４の実施形態を説明する。本実施形態においては、気相ベント管４４ｂの上部二次格納容器４２内の出口近傍にイグナイター４８を設置した構成としている。イグナイター４８はバッテリー電源などを用いた着火装置である。自動車のエンジンの点火プラグと同様の構造のものでもよい。イグナイター４８を設置する意図は、過酷事故時に、ウェットウェル１８の気相部において加圧された大量の水素がその圧力により隔離連通切替手段４５ｂを作動させ、気相ベント管４４ｂを通り上部二次格納容器４２内に放出された場合に、積極的にイグナイター４８により着火させて燃焼させることにある。
【００４１】
気相ベント管４４ｂから放出されるガスは大部分が水素で、残りはほとんどが窒素である。酸素濃度は低く制限されている。これは、原子炉一次格納容器３６内の雰囲気を通常運転時から窒素で置換して酸素濃度を低くするように管理されていて、事故時に大量の水素が発生しても燃焼することがないように制御しているためである。したがって、この水素濃度の高い混合ガスが上部二次格納容器４２内に放出され、そのまま放置されると、上部二次格納容器４２内の水素濃度が高くなり、上部二次格納容器４２内の酸素と反応して爆轟が発生しその衝撃波により上部二次格納容器４２を破壊するおそれがある。
【００４２】
本実施形態にあっては、気相ベント管４４ｂから水素ガスが放出されると直ちにイグナイター４８により順次安定的に水素ガスを燃焼させてしまうことが可能となり、上部二次格納容器４２内の水素濃度の上昇を抑え、その爆轟を防止し、上部二次格納容器４２の破壊を防止することが可能となる。これは、都市ガスのコンロに火をつけて安定的に燃焼させても何ら問題ないのに、ガスを室内に充満させてその濃度を十分に高くてしまってから何らかの理由でそのガスに着火すると爆発してしまうのと同様の理由である。
【００４３】
次に、図５により、本発明に係る原子炉格納容器の第５の実施形態を説明する。本実施形態では、窒素ガス供給系４９から窒素ガスを上部二次格納容器４２内に供給し、プラントの通常運転中にあらかじめ上部二次格納容器４２内の酸素濃度を低くして運転することを特徴としている。窒素ガス供給系４９は、原子炉一次格納容器３６内の酸素濃度を低く維持するためにも使用してもよい。
【００４４】
本実施形態の意図するところは以下の通りである。過酷事故時に隔離連通切替手段４５ｂが作動すると、大量の水素ガスが上部二次格納容器４２内部に移行してくる。原子炉一次格納容器３６の内部は、従来のＢＷＲにおいても、事故前から常に窒素ガスで置換し酸素濃度を低減している。これにより、炉心燃料などから大量の水素ガスが発生しても水素爆轟の発生がないように設計されている。これは、ＢＷＲの優れた安全性の一つである。しかるに、隔離連通切替手段４５ｂの作動により大量の水素が上部二次格納容器４２内に放出されると、上部二次格納容器４２内の雰囲気が空気で酸素濃度が十分に高い場合は、水素爆轟が発生する可能性が生じてくる。これは、原子炉格納容器内の雰囲気を窒素で置換せずに空気雰囲気のまま運転している加圧水型軽水炉（ＰＷＲ）の場合に一般に存在する過酷事故時の主要なリスクの一つである。
【００４５】
前記第４の実施形態のようにイグナイターで積極的に水素ガスを安定的に燃焼させることによりある程度のリスクは回避されるが、水素ガスの発生が大量、かつ、急激に起きるとイグナイターで燃焼しきれずに爆轟にいたるおそれがある。このようなリスクの高い設計を排除するためには、前述のとおり、上部二次格納容器４２の内部も常時窒素で置換して酸素濃度を低減して運転することがより確実で安全である。前記ＰＷＲの場合には原子炉格納容器の自由空間体積が約８万ｍ３と大きく窒素ガスで置換することは困難であった。しかし、上部二次格納容器４２の自由空間体積は約２万ｍ３程度であり、従来の原子炉一次格納容器３６と同程度であるから雰囲気を窒素で置換することは容易である。
【００４６】
このように構成された本実施形態では、上部二次格納容器４２内を常時窒素で置換して酸素濃度を低減して運転することが現実的に可能となり、過酷事故時の水素爆轟のリスクを皆無にすることが可能となる。なお、窒素ガス供給系４９による窒素ガスの供給は、窒素アキュムレーターなどの作動により事故後に行なっても良い。炉心損傷事故が発生しても炉心から大量の水素が発生するには時間遅れがあるため、このような対応も可能である。
【００４７】
次に、図６により、本発明に係る原子炉格納容器の第６の実施形態を説明する。本実施形態においては上部二次格納容器４２の内部に重力落下式格納容器冠水系プール５０、５０ａを設けたことを特徴とする。重力落下式格納容器冠水系プール５０，５０ａは円周状に連結して１体のプールとしても良いし、別々に独立して設置しても良い。重力落下式格納容器冠水系プール５０，５０ａには冷却水が蓄えられており、ドライウェル１１とはドライウェルドレン配管５１により連結され、また、ウェットウェル１８とはウェットウェルドレン配管５２によって連結されている。
【００４８】
ドライウェルドレン配管５１は順次ストレーナー５３，元弁５４、逆止弁５５，Ｕ字シール５６、爆破弁５７を介して、重力落下式格納容器冠水系プール５０内の貯留水を重力によってドライウェル１１内に導くものである。しかし、事故時の原子炉一次格納容器３６内の圧力は冷却材喪失事故時には約３．５気圧、過酷事故時には約８気圧程度にも達するため、従来は原子炉一次格納容器３６の外部から重力により冷却水を注入することは非現実的（事実上不可能）であった。８気圧もの内部圧力に打ち勝って重力だけで注水するためには最低でもプールの位置を原子炉一次格納容器３６よりも８０ｍほど高く位置させる必要がある。これは原理的には可能であっても、実際の設計としては、原子炉建屋の全高が１５０ｍにも達してしまい極めて非現実的で困難であった。
【００４９】
しかし、本実施形態では、事故時にウェットウェル１８内の圧力が上昇し、隔離連通切替手段４５ｂが作動し、ウェットウェル１８内の非凝縮ガスが気相ベント管４４ｂを経て上部二次格納容器４２内に放出される。これにより、上部二次格納容器４２内の圧力が上昇しウェットウェル１８内の圧力とほぼ均圧化されるので、上部二次格納容器４２と原子炉一次格納容器３６の圧力差はほとんどなくなる。その結果、重力落下式格納容器冠水系プール５０内の貯留水を、容易に原子炉一次格納容器３６内に重力により注入することが可能となる。これにより過酷事故時に下部ドライウェル１５内に落下した損傷炉心の冷却が可能となる。
【００５０】
しかし、冷却材喪失事故あるいは過酷事故が原子炉一次格納容器３６内部で発生すると炉心の残留熱により水蒸気が発生するため、ドライウェル１１内の圧力はウェットウェル１８内の圧力よりも若干高く維持される。その差圧はベント管２０の水没水深により決定され、事故後の圧力が静定した状態では０．１気圧程度である。
【００５１】
隔離連通切替手段４５ｂが作動した後は、ウェットウェル１８と均圧化した上部二次格納容器４２とドライウェル１１との差圧もほぼ０．１気圧程度となる。重力落下式格納容器冠水系プール５０から貯留水を落下させる際にはこの差圧が抵抗として働くが、重力落下式格納容器冠水系プール５０の位置はドライウェル１１よりも十分高い（注入点との高低差は２０ｍ以上）ため、位置のエネルギーによりドライウェル１１内に重力による注水が可能となる。０．１気圧の差圧に打ち勝つためには、１ｍ程度の高低差が確保されていれば良い。したがって、重力落下式格納容器冠水系プール５０内の貯留水は重力により全量原子炉一次格納容器３６内に注入される。
【００５２】
しかし、重力落下式格納容器冠水系プール５０内の貯留水が全量落下してしまうと、ドライウェルドレン配管５１がベント管（気相管）となり、まず上部二次格納容器４２とドライウェル１１が均圧化してしまう。その結果さらに、気相ベント管４４ｂで上部二次格納容器４２と連結しているウェットウェル１８がドライウェル１１と均圧化してしまうという現象が発生する。もしもこのような現象が起きると、静的格納容器冷却系はドライウェル１１とウェットウェル１８の差圧を作動差圧として静的に格納容器の冷却を行なうのでその作動差圧が消失し、冷却機能を喪失してしまう。
【００５３】
したがって、従来、ウェットウェル１８およびこれと均圧化している空間から液相配管で冷却水をドライウェル１１内に注水する場合には、貯留水が全量注入し終わった後に液相配管が気相配管化して、ドライウェル１１とウェットウェル１８の圧力差が喪失してしまわないように十分留意して設計する必要があった。
【００５４】
本実施形態では、この問題をＵ字シール５６と逆止弁５５を組み合わせて設置することにより解決している。仮に重力落下式格納容器冠水系プール５０内の貯留水が全量落下してしまっても、Ｕ字シール５６の部分に冷却水が残り水封状態を維持するため、ドライウェルドレン配管５１が完全に気相配管化してしまうことを回避することができる。さらに、ドライウェル１１の圧力が過渡的に上昇してＵ字シール５６内の水封水を逆流させて重力落下式格納容器冠水系プール５０に向けて押し上げた場合には、逆止弁５５が直ちに閉鎖して水封水の逆流を防止することが可能である。
【００５５】
したがって本実施形態による重力落下式格納容器冠水系プールの設置により、事故時に圧力が上昇してしまったドライウェル１１内部に安全に重力だけで冷却水を注入でき、かつ、冷却水を全量注入し終わった後でも、ドライウェル１１とウェットウェル１８の差圧を維持し静的格納容器冷却系の安全機能を確保し得る。
【００５６】
また、ドライウェルドレン配管５１の先端を原子炉圧力容器２に連結した場合（図示せず）には、減圧弁２３を作動させて原子炉圧力容器２を減圧した後、重力落下式格納容器冠水系プール５０から冷却水を原子炉圧力容器２内に注水して、炉心燃料の冷却を行なうことが可能である。
【００５７】
一方、ウェットウェルドレン配管５２により、同様に、重力落下式格納容器冠水系プール５０ａ内の貯留水をウェットウェル１８内にドレンすることも可能である。この場合には、すでに隔離連通切替手段４５ｂの作動により均圧化した同士の空間での冷却水の注入であるので、Ｕ字シールによる水封機能は不要である。
【００５８】
本実施形態による上部二次格納容器４２と重力落下式格納容器冠水系プール５０，５０ａとＵ字シール５６と逆止弁５５の設置により、事故時に圧力が上昇してしまった原子炉一次格納容器３６内部に重力だけで冷却水を注入でき、原子炉圧力容器２内の炉心１の燃料の冷却、下部ドライウェル１５内に落下した損傷炉心の冠水冷却、圧力抑制プール１９への水源補給、重力落下式炉心冷却系プール３７への水源補給などを原子炉一次格納容器３６の外部から静的に行なうことができる。
【００５９】
さらに、重力落下式格納容器冠水系プール５０から水源補給が行なえるため原子炉一次格納容器３６内部に設置されている重力落下式炉心冷却系プール３７の容量を小さくすることができる。現状の重力落下式炉心冷却系プール３７は上部ドライウェル１４のほとんどの部分を占めており上部ドライウェル１４内部の機器配置を困難にさせていたが、本実施形態により重力落下式炉心冷却系プール３７を小さくできるため、上部ドライウェル１４内機器配置が容易になる。
【００６０】
次に、図７により、本発明に係る原子炉格納容器の第７の実施形態を説明する。本実施形態においては重力落下式格納容器冠水系プール５０，５０ａの代わりに水遮蔽４３を水源として使用する構成としたことを特徴とする。気相ベント管４４ｂにより上部二次格納容器４２内の圧力が原子炉一次格納容器３６内の圧力とほぼ等しくなった後は、１ｍ以上の高低差があれば重力により上部二次格納容器４２内の水源から原子炉一次格納容器３６内に注水することが可能である。したがって、原子炉一次格納容器ヘッド３８の上部に位置する水遮蔽４３からも原子炉一次格納容器３６内に注水することが可能である。水遮蔽４３の底部にストレーナー５３，５３ａを設置し、ドライウェルドレン管５１およびウェットウェルドレン管５２を介して、それぞれドライウェル１１およびウェットウェル１８内に水遮蔽４３の水源を重力により注水可能となる。
【００６１】
ドライウェルドレン配管５１には元弁５４，逆止弁５５，Ｕ字シール５６、爆破弁５７を設置して水の逆流を防止しつつ下部ドライウェル１５もしくは原子炉圧力容器２内に直接注水可能な構成とする。また、ウェットウェルドレン配管５２には元弁５４ａと逆止弁５５ａと爆破弁５７ａを設け水遮蔽４３の水源の水を圧力抑制プール１９などに補給可能な構成とする。
【００６２】
図示していないが、水遮蔽４３の水源の代わりに、これと隣接して存在するドライヤー・セパレーター・ピットに常時水を張り、これを水源とすることも可能である。また、同様に図示していないが、燃料交換用のバッファー燃料プールを水源とすることも可能である。
【００６３】
このように構成される本実施形態により、新たに重力落下式格納容器冠水系プールを設けなくても事故時に原子炉一次格納容器３６内に冷却水を重力により落下させて炉心燃料１や原子炉一次格納容器３６の冷却を行なうことが可能となる。上部二次格納容器４２のドーム天井部分にオーバーハングさせて重力落下式炉心冷却系プールを設置することは構造的にも、また、耐震設計上からも厳しい設計となるので、すでに存在している水遮蔽４３などの水源を利用して同様の安全上の機能を得ることができる効果が得られる。
【００６４】
次に、図８により、本発明に係る原子炉格納容器の第８の実施形態を説明する。本実施形態においては原子炉格納容器４１の外部にさらにコンクリート性の外部事象防護壁５９を設けたことを特徴とする。
【００６５】
このように構成された本実施形態においては、旅客機などの大型の航空機の落下を想定しても原子炉格納容器４１およびその内部の設備の健全性を維持することが可能となる。本実施形態では、原子炉格納容器４１は、上部二次格納容器４２部分の壁厚と原子炉一次格納容器３６部分の壁厚がともにたとえば１．５ｍとしてあり、これだけで戦闘機などの小型の航空機の落下事故に耐えられる設計となっている。これは一般に小型の航空機の落下に対しては１．３ｍ厚のコンクリート壁で対応可能とされていることによっている。一方、旅客機などの大型の航空機の落下に対しては１．８ｍの壁厚が必要とされている。本実施形態では、外部事象防護壁５９の壁厚をたとえば０．６ｍとして、原子炉格納容器４１の壁厚１．５ｍと合計して２．１ｍの壁厚を確保することにより、大型の航空機の落下事故に耐えられる設計としている。
【００６６】
たとえば、原子炉格納容器４１の壁厚自体を２．１ｍとすることにより同様の効果は期待できるが、本実施形態のように外部事象防護壁５９を別途設けることにより、格納容器が事実上二重構造となり、若干の放射能漏洩防止効果の向上が期待される。また、より軽微な外部事象、たとえばガス爆発などでは外部事象防護壁５９だけで対応可能であり、その場合には安全上より重要な原子炉格納容器４１に全く衝撃を与えることなく健全性を維持することが可能となる。さらに、燃料交換などの作業のために作業員がエレベーターでオペフロ４７上にアクセス可能な設計とする必要があるが、外部事象防護壁５９の内部にエレベーターを設置することが可能となる。
【００６７】
次に、図９により、本発明に係る原子炉格納容器の第９の実施形態を説明する。本実施形態においては原子炉圧力容器２の下部にインターナルポンプ６０を約１０台程度設置することを特徴とする。このように構成された本実施形態においては、冷却水を炉心１に強制的に供給できるため、原子炉の出力をたとえば１７０万ＫＷｅと極めて高くすることが可能となる。その際、炉心燃料の装荷量を増やした場合、過酷事故時に発生する水素の量もこれに比例して増大してしまう。従来の静的安全炉型ＢＷＲでは大量水素の発生は原子炉一次格納容器３６の健全性を脅かす最大の要因であって、これが原子炉出力の上限が決める制約条件の一つになっていた。
【００６８】
本実施形態の原子炉格納容器４１の圧力は上部二次格納容器４２の存在により大幅に低減されるため、原子炉出力の上昇にとっては、原子炉格納容器圧力は制約条件とはならない。その結果、インターナルポンプ６０を設置することにより原子炉出力を障害なく上昇させることが可能となる。これにより、発電単価を大幅に低減することができる。
【００６９】
静的安全炉型ＢＷＲは重力落下式炉心冷却系を用いるため原子炉圧力容器の長さを非常に長くして原子炉内の冷却水を大量に保持している必要がある。このため建設コストがこの部分では上昇せざるを得ない。一方、本実施形態によればプラント出力を増大しても原子炉圧力容器や原子炉一次格納容器は全く大きくする必要はない。したがって、本実施形態によりインターナルポンプ６０を設置しプラント出力を大きくできることは経済性上の効果が非常に大きい。
【００７０】
また、インターナルポンプ６０により冷却材の炉心流量を容易に制御可能となり、炉心の出力制御を簡便に行なえるようになり、制御棒による出力制御をあまり行なう必要がなくなる。これにより制御棒駆動系はステップ幅の大きい従来型のロッキングピストン方式が採用可能となりコストの大幅な低減が図れる効果も生じる。静的安全炉型ＢＷＲではよりステップ幅が小さいファインモーション型の制御棒駆動系を用いる必要がありコスト上昇の問題があり、制御棒本数を低減するなどの炉心設計上困難な設計を選択する必要があったが、本実施形態ではこのような困難な設計を回避できる効果が得られる。
【００７１】
次に、図１０により、本発明に係る原子炉格納容器の第１０の実施形態を説明する。本実施形態においては、重力落下式格納容器冠水系プール５０，５０ａを上部二次格納容器４２内に設置し、原子炉圧力容器注水配管５８およびドライウェルドレン配管５１を介して原子炉圧力容器２への注水およびドライウェル１１への注水を行なうことを特徴とする。
【００７２】
このように構成される本実施形態においては、ドライウェル１１内に重力落下式炉心冷却系プール３７（図１参照）を設置する必要がなくなり、これを削除することが可能となる。これによりドライウェル１１内部の空間をより有効に利用することが可能となる。従来の静的安全炉型ＢＷＲでは上部ドライウェル１４の空間は２／３程度が重力落下式炉心冷却系プールによって占められており、主蒸気配管（図示せず）などの配置を極めて狭隘な空間で行なうことを余儀なくされていたが、本実施形態により重力落下式炉心冷却系プールが不要となり、上部ドライウェル１４内の配置設計を現実的なものとすることが可能となる。
【００７３】
次に、図１１により、本発明に係る原子炉格納容器の第１１の実施形態を説明する。本実施形態においては、原子炉格納容器の内部に動的安全炉であるＡＢＷＲと同様の原子炉圧力容器２と原子炉一次格納容器３６を設置したことを特徴とする。圧力抑制プール１９は原子炉一次格納容器３６の最下部にある点は従来のＡＢＷＲの場合と同じである。圧力抑制プール１９の冷却水は動的非常用炉心冷却系の水源となっており、冷却材喪失事故時などに原子炉圧力容器２およびドライウェル１１内に注入される。
【００７４】
本実施形態が従来の動的安全炉であるＡＢＷＲと異なる点は、原子炉圧力容器２がＡＢＷＲのものより約２ｍ程度長く、これにより炉心１の上端がダイアフラムフロア６１よりも低い位置にあり、動的非常用炉心冷却系により冷却水を注入し下部ドライウェル１５およびペデスタル６２の内部を冠水すると炉心１を上端まで冠水できる点にある。ペデスタル６２内の冷却水は破断口もしくは爆破弁（図示せず）を介して原子炉圧力容器２内に侵入し、炉心１を冠水させる。
【００７５】
本実施形態が従来のＡＢＷＲと異なるもう一つの点は、重力落下格納容器冠水系プール（重力落下式格納容器冠水系プール）５０を上部二次格納容器４２のドーム部に設置したことである。これにより、原子炉圧力容器注水配管５８を介して冷却水を原子炉圧力容器２内に注水し、炉心１の冷却が可能となっている。さらに、水遮蔽４３からもドライウェルドレン配管５１を介して下部ドライウェル１５へ注水し、過酷事故時にコアキャッチャー４６へ落下した溶融炉心を冷却することが可能となっている点も従来のＡＢＷＲと異なる。
【００７６】
従来のＡＢＷＲでは、冷却材喪失事故時などには原子炉一次格納容器３６の圧力が高くなり、仮に重力落下式格納容器冠水系プール５０を設置したとしても、原子炉一次格納容器３６の外部から重力で原子炉一次格納容器３６の内部に圧力に打ち勝って注水することは不可能であった。しかし、本実施形態では、隔離連通切替手段４５ｂが作動し、ウェットウェル１８の内圧と上部二次格納容器４２の内圧はほぼ均圧化されている。ドライウェル１１の内圧とウェットウェル１８の内圧の差は、ベント管２０の水没水深（数ｍ）で決まっており、最大でも０．５気圧程度の差圧しかない。したがって、重力落下式格納容器冠水系プール５０および水遮蔽４３と注入箇所の高低差を数ｍとれば水頭差により冷却水がドライウェル１１内部に注入可能となる。
【００７７】
このように構成された本実施形態においてはＡＢＷＲのような動的安全炉の場合であっても、仮に非常用炉心冷却系が故障して停止してしまっても、炉心の冷却を維持することが可能である。すなわち、本実施形態による原子炉格納容器により、静的に安全性の維持が可能となる。このようなプラント概念にあっては、動的非常用炉心冷却系は重力落下式格納容器冠水系プール５０や水遮蔽４３による静的冷却系と独立かつ多重（深層）に構成され、原子炉の深層防護による安全性が極めて高くなるという効果が得られる。
【００７８】
次に、図１２により、本発明に係る原子炉格納容器の第１２の実施形態を説明する。本実施形態においては、ウェットウェル１８は原子炉一次格納容器３６の最上部に位置する。この種の圧力抑制プールを便宜的に上部圧力抑制プール（レイズド圧力抑制プール）６３と呼ぶ。上部圧力抑制プール６３では水位を炉心１よりも高く維持することが可能となり、配管７０および爆破弁７１を介してレイズド圧力抑制プール６３内の水を原子炉圧力容器２内に導くことにより炉心１を常に冠水することが可能となる。
【００７９】
このようなレイズド圧力抑制プールタイプの原子炉一次格納容器は従来から考案されていたが、主蒸気配管などをレイズド圧力抑制プール６３の下部から外部に導出する構造となるため、下部ドライウェル１５の空間体積が大きくなる傾向があった。その結果、冷却材喪失事故時に下部ドライウェル１５を冠水するだけの圧力抑制プール水量を確保するために、圧力抑制プール水深を深くとる必要がある。これは、ドライウェル１１内部をベント管２０の入り口部分まで冠水しないとレイズド圧力抑制プール６３に冷却水が還流しない構造となるため、最初からレイズド圧力抑制プール６３の水量を大量に保有しておく必要があるからである。
【００８０】
その結果、ウェットウェル１８の気相部体積が低減し、事故時の原子炉一次格納容器圧力が許容できないほど高くなってしまう。これを回避しようとすると、圧力抑制プール水深を浅くして水量を確保するために、原子炉一次格納容器３６の内径を大きくする必要がある。その結果、経済的に成立しないものになってしまうという問題があった。冷却水を別途、外部から注入する方法もあるが、原子炉一次格納容器内圧が高いため、非常用炉心冷却系とは別に専用ポンプが必要になり、経済性および信頼性が低下するという問題があった。このような事情から実際にレイズド圧力抑制プールを用いた実炉は存在していない。
【００８１】
上記ように構成された本実施形態にあっては、ウェットウェル１８気相部の圧力は隔離連通切替手段４５ｂおよび気相ベント管４４ｂを介して上部二次格納容器４２内に放出されるので、ウェットウェル１８の気相部体積を確保するためにウェットウェル気相部高さを高くとる必要がなくなり、レイズド圧力抑制プール６３の水位を十分高くとり圧力抑制プール水量を多量に確保することが可能となる。また、同様の理由により、ウェットウェル１８内の圧力と上部二次格納容器４２内の圧力が均圧化されるために、上部二次格納容器４２内に設置した重力落下式格納容器冠水系プール５０ａより重力によりレイズド圧力抑制プール６３に冷却水を補充することも容易に可能である。その結果、レイズド圧力抑制プール６３の水量を最小限度に抑えることも可能である。
【００８２】
また、重力落下式格納容器冠水系プール５０から重力により原子炉圧力容器注水配管５８を介して原子炉圧力容器２内に注水することにより、炉心１を冷却しつつ事故時の原子炉圧力容器２の破断口から冷却水を流出させ、ドライウェル１１内をベント管２０の入り口部分まで冠水してしまうことが可能である。本実施形態では、ドライウェル１１が冠水してレイズド圧力抑制プール６３に冷却水が還流した後は、動的非常用炉心冷却系の動作を継続する必要はなくなる。
【００８３】
本実施形態では炉心上端部とレイズド圧力抑制プール水との高低差が上記第１１の実施形態に比べてより大きく取れるため、炉心の冠水維持がより高信頼度で実施できる利点が得られる。また、ドライウェル１１はベント管２０の入り口部分までほぼ完全に冠水してしまうので、原子炉圧力容器２はほぼ２／３が冠水し、炉心１は冠水する。その結果、過酷事故時に原子炉圧力容器２の下部が溶融貫通することを防止し、溶融炉心を原子炉圧力容器２内に留めることが可能となる。
【００８４】
さらに、インターナルポンプ６０が原子炉圧力容器２から抜け落ちるような極めて希な極限事象に対しても、なんら問題なく炉心１の冠水冷却が可能となる。さらに、過酷事故時に原子炉圧力容器２内に残存した溶融炉心からの輻射熱により従来の原子炉では原子炉格納容器が加温破損するおそれがあったが、本実施形態では、炉心１および原子炉圧力容器２がほとんど冠水してしまうため、このような加温破損が回避可能となる。このように本実施形態では、原子炉一次格納容器３６の内部を外部動力や外部水源に頼らず静的安全機能だけでほぼ冠水してしまうことが可能となり、従来の軽水炉概念では到達し得ない極めて高いレベルの安全性を実現できる。
【００８５】
なお、第４ないし第１２の実施形態においては、第３の実施形態に示される気相ベント管４４ｂおよび隔離連通切替手段４５ｂを適用するものとして説明したが、第１または第２の実施形態で示される気相ベント管および隔離連通切替手段を適用してよいのはもちろんである。
【図面の簡単な説明】
【００８６】
【図１】本発明に係る原子炉格納容器の第１の実施形態を示す立断面図である。
【図２】本発明に係る原子炉格納容器の第２の実施形態を示す立断面図である。
【図３】本発明に係る原子炉格納容器の第３の実施形態を示す立断面図である。
【図４】本発明に係る原子炉格納容器の第４の実施形態を示す立断面図である。
【図５】本発明に係る原子炉格納容器の第５の実施形態を示す立断面図である。
【図６】本発明に係る原子炉格納容器の第６の実施形態を示す立断面図である。
【図７】本発明に係る原子炉格納容器の第７の実施形態を示す立断面図である。
【図８】本発明に係る原子炉格納容器の第８の実施形態を示す立断面図である。
【図９】本発明に係る原子炉格納容器の第９の実施形態を示す立断面図である。
【図１０】本発明に係る原子炉格納容器の第１０の実施形態を示す立断面図である。
【図１１】本発明に係る原子炉格納容器の第１１の実施形態を示す立断面図である。
【図１２】本発明に係る原子炉格納容器の第１２の実施形態を示す立断面図である。
【符号の説明】
【００８７】
１…炉心、２…原子炉圧力容器、１１…ドライウェル、１２…原子炉圧力容器サポート、１３…原子炉圧力容器スカート、１４…上部ドライウェル、１５…下部ドライウェル、１６…爆破弁、１７…配管、１８…ウェットウェル、１９…圧力抑制プール、２０…ベント管、２１…隔離弁、２２…配管、２３…減圧弁、２４…原子炉隔離時コンデンサープール、２５…静的格納容器冷却系プール、２６…原子炉隔離時コンデンサー熱交換器、２７…隔離弁、２８…配管、２９…静的格納容器冷却系熱交換器、３０…吸込み配管、３１…気相部戻り配管、３６…原子炉一次格納容器、３７…重力落下式炉心冷却系プール、３８…原子炉一次格納容器ヘッド、４０…機器室、４１…原子炉格納容器、４２…上部二次格納容器、４３…水遮蔽、４４，４４ａ，４４ｂ…気相ベント管、４５，４５ａ，４５ｂ…隔離連通切替手段、４６…コアキャッチャー、４７…オペフロ、４８…イグナイター、４９…窒素ガス供給系、５０，５０ａ…重力落下式格納容器冠水系プール、５１…ドライウェルドレン配管、５２…ウェットウェルドレン配管、５３…ストレーナー、５４…元弁、５５…逆止弁、５６…Ｕ字シール、５７…爆破弁、５８…原子炉圧力容器注水配管、５９…外部事象防護壁、６０…インターナルポンプ、６１…ダイアフラムフロア、６２…ペデスタル、６３…上部圧力抑制プール（レイズド圧力抑制プール）、７０…配管、７１…爆発弁
【図１】
2007010457.tif 000003
【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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【図１２】
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