(57)【要約】【課題】定期検査時における原子炉圧力容器内の作業をより早く開始することができ、異常事象時におけるドライウェルヘッド内の可燃性ガスを排出できる原子炉格納容器を提供する。【解決手段】原子炉格納容器２は、原子炉格納本体容器３の上端にドライウェルヘッド４を着脱可能に取り付けている。水素ガス排出通路１３が、ドライウェルヘッド４の内面に設置され、ドライウェルヘッド４内側の領域６の頂部に配置されるガス流入口１５を有する。水素ガス排出通路１４が、原子炉格納本体容器３の上端部の内面に設置され、原子炉格納本体容器３の外面に取り付けられる水素ガス排出管１６に接続される。分離された水素ガス排出通路１３及び水素ガス排出通路１４は、ドライウェルヘッド４を原子炉格納本体容器３に取り付けたときに互いに接触し、水素ガス排出通路１３が水素ガス排出通路１４に連絡される。【選択図】図１
2013101012.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉圧力容器を取り囲んでいる原子炉格納本体容器と、前記原子炉格納本体容器の上端に取り外し可能に取り付けられるドライウェルヘッドとを備え、
第１ガス排出通路が前記ドライウェルヘッドに設けられ、前記第１ガス排出通路のガス流入口がドライウェルヘッド内の領域に連絡され、前記第１ガス排出通路と分離されている第２ガス排出通路が前記原子炉格納本体容器に設けられ、前記ドライウェルヘッドが前記原子炉格納本体容器に取り付けられているとき、前記第２ガス排出通路の上端が前記第１ガス排出通路の下端に対向して配置されて前記第２ガス排出通路が前記第１ガス排出通路に連絡され、前記原子炉格納本体容器の外部に配置されたガス排出管が前記第２ガス排出通路に接続されることを特徴とする原子炉格納容器。
【請求項２】
前記ガス流入口が前記ドライウェルヘッド内の前記領域の頂部に位置している請求項１に記載の原子炉格納容器。
【請求項３】
前記第１ガス排出通路が前記ドライウェルヘッドの内面に設けられ、前記第２ガス排出通路が前記原子炉格納本体容器の内面に設けられた請求項１または２に記載の原子炉格納容器。
【請求項４】
前記第１ガス排出通路が前記ドライウェルヘッドの外面に設けられて前記ガス流入口が前記ドライウェルヘッドに形成され、前記第２ガス排出通路が前記原子炉格納本体容器の外面に設けられた請求項１または２に記載の原子炉格納容器。
【請求項５】
前記ガス排出管が格納容器ベント配管である請求項１ないし４のいずれか１項に記載の原子炉格納容器。
【請求項６】
可燃性ガス処理装置が前記原子炉格納本体容器内に連絡され、前記ガス排出管が前記可燃性ガス処理装置に接続される請求項１ないし４のいずれか１項に記載の原子炉格納容器。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉格納容器に係り、特に、沸騰水型原子炉に適用するのに好適な原子炉格納容器に関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子炉では、原子炉格納容器が炉心を内蔵した原子炉圧力容器を取り囲んでおり、冷却水が原子炉圧力容器内に充填されている。冷却水が炉心に装荷された複数の燃料集合体内に供給されて燃料集合体に含まれる核燃料物質の核分裂で発生する熱によって加熱され、その冷却水の一部が蒸気になる。炉心で発生した蒸気は、原子炉圧力容器から、原子炉圧力容器に接続された主蒸気配管に吐出され、主蒸気配管を通ってタービンに導かれる。
【０００３】
この沸騰水型原子炉において、例えば、原子炉格納容器内で主蒸気配管に貫通するき裂が生じて異常事象である冷却材喪失事故が発生したことを想定する。原子炉圧力容器内の高温の冷却水が、主蒸気配管のき裂から高温の蒸気となって原子炉格納容器内のドライウェルに放出される。冷却材喪失事故発生時における原子炉圧力容器内の水位の低下を避けるために、非常用炉心冷却系が作動して原子炉圧力容器内に冷却水が注入される。
【０００４】
また、蒸気の放出によるドライウェル内の圧力上昇を抑制するために、原子炉格納容器内に圧力抑制室が設けられており、冷却水が充填された圧力抑制プールが圧力抑制室内に形成されている。ドライウェル内に放出された蒸気は、ベント通路を通って圧力抑制室の冷却水中に放出され、凝縮される。
【０００５】
ドライウェルに放出される蒸気は、原子炉圧力容器内で冷却水の放射線分解により発生する水素ガス及び酸素ガスを含んでいる。このため、原子炉格納容器内の水素ガスの濃度が上昇する。水素ガス濃度の上昇を放置することにより原子炉格納容器内で水素ガスの濃度が４ｖｏｌ％以上、酸素ガスの濃度が５ｖｏｌ％以上になると、水素ガスが爆発する危険性がある。
【０００６】
特開平６−１３０１７０号公報は、沸騰水型原子炉において、水素ガスを処理する静的可燃性ガス処理装置（再結合器）を、原子炉格納容器内に、具体的には、ドライウェル内及び圧力抑制室の気層部内に配置することを記載している。水素とガスの結合反応を促進する触媒（例えば、白金及びパラジウム等）を含む触媒層が、静的可燃性ガス処理装置内に設けられる。主蒸気配管に生じたき裂から放出される蒸気に含まれる水素ガスは、その蒸気、及び原子炉格納容器内に封入された窒素ガスとともに静的可燃性ガス処理装置内に流入し、静的可燃性ガス処理装置内の触媒の作用により酸素と結合されて水になる。水素と酸素の結合反応は、発熱反応であるため、生成された水は蒸気となり、静的可燃性ガス処理装置から排出される。
【０００７】
また、何らかの原因で原子炉格納容器から原子炉格納容器の外側の原子炉建屋内に漏洩した水素ガスを処理するために、静的可燃性ガス処理装置を原子炉格納容器の外側の原子炉建屋内に配置することが提案されている（特開２００９−６９１２１号公報参照）。
【０００８】
軽い水素ガスは、原子炉格納容器のドライウェルヘッド内に溜まりやすい。このため、ドライウェルヘッド内の頂部付近に開口する水素ガス排出管をドライウェルヘッド内に設置し、この配管を、静的格納容器冷却系プール内に設置された冷却器に接続される蒸気導入ラインに接続することが、特開平１０−２２１４７７号公報に記載されている。水素ガス濃度を低減するために、白金またはパラジウムが蒸気導入ラインの内面にコーティングされている。冷却材喪失事故が発生したときに、ドライウェルヘッド内に溜まった水素ガスは、蒸気及び原子炉格納容器内に充填された窒素ガスとともにその水素ガス排出管内に吸引され、蒸気導入ライン内に導かれる。水素ガスは、蒸気導入ライン内面の白金またはパラジウムの作用により酸素と結合されて処理される。蒸気導入ラインに流入した蒸気は冷却器で凝縮されて水になり、この水は原子炉格納容器内に設けられた重力落下式非常用炉心冷却系のプールに集められる。蒸気導入ラインに流入した窒素ガス等の非凝縮性ガスは圧力抑制室に導かれる。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００９】
【特許文献１】特開平６−１３０１７０号公報
【特許文献２】特開２００９−６９１２１号公報
【特許文献３】特開平１０−２２１４７７号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１０】
特開平１０−２２１４７７号公報に記載されたように、ドライウェルヘッドの頂部付近に開口する水素ガス排出管をドライウェルヘッド内に設置することは、ドライウェルヘッド内に溜まった水素ガスを排出できるという観点に着目すれば、良い構造である。しかしながら、特開平１０−２２１４７７号公報に記載された、水素ガス排出管をドライウェルヘッド内に設置する構造は、沸騰水型原子炉の定期検査において、原子炉圧力容器内の炉心に装荷された燃料集合体の交換、原子炉圧力容器内に設置された制御棒の交換、及び原子炉圧力容器内に設置された炉内構造物の保守点検等の原子炉圧力容器内における各作業の開始を遅らせる要因になる。原子炉圧力容器内におけるこれらの作業を行う場合には、ドライウェルヘッドを取り外し、さらに、原子炉圧力容器の上蓋、及び原子炉圧力容器内に設置された蒸気乾燥器及び気水分離器をそれぞれ取り外して原子炉格納容器の外へ搬出する必要がある。特開平１０−２２１４７７号公報では、ドライウェルヘッドを取り外しても、ドライウェルヘッド内に配置された水素ガス排出管を取り外さなければ、原子炉圧力容器の上蓋、蒸気乾燥器及び気水分離器を原子炉格納容器の外へ搬出することができない。
【００１１】
水素ガス排出管の取り外しを、原子炉圧力容器の上蓋、蒸気乾燥器及び気水分離器の原子炉格納容器外への搬出の前に行う必要があり、水素ガス排出管の取り外しに要する時間だけ原子炉圧力容器の上蓋、蒸気乾燥器及び気水分離器の原子炉格納容器外への搬出開始が遅くなり、燃料集合体及び制御棒の交換、及び原子炉圧力容器内に設置された炉内構造物の保守点検等の原子炉圧力容器内における各作業の開始が遅くなるという問題がある。
【００１２】
本発明の目的は、原子炉の定期検査時における原子炉圧力容器内の作業をより早く開始することができ、異常事象時におけるドライウェルヘッド内の可燃性ガスを排出することができる原子炉格納容器を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１３】
上記した目的を達成する本発明の特徴は，原子炉圧力容器を取り囲んでいる原子炉格納本体容器と、原子炉格納本体容器の上端に取り外し可能に取り付けられるドライウェルヘッドとを備え、
第１ガス排出通路がドライウェルヘッドに設けられ、第１ガス排出通路のガス流入口がドライウェルヘッド内の領域に連絡され、第１ガス排出通路と分離されている第２ガス排出通路が原子炉格納本体容器に設けられ、ドライウェルヘッドが原子炉格納本体容器に取り付けられているとき、第２ガス排出通路の上端が第１ガス排出通路の下端に対向して配置されて第２ガス排出通路が第１ガス排出通路に連絡され、原子炉格納本体容器の外部に配置されたガス排出管が第２ガス排出通路に接続されることにある。
【００１４】
第１ガス排出通路がドライウェルヘッドに設けられ、第１ガス排出通路のガス流入口がドライウェルヘッド内の領域に連絡され、第１ガス排出通路と分離されている第２ガス排出通路が原子炉格納本体容器に設けられ、第２ガス排出通路の上端が第１ガス排出通路の下端に対向して配置されて第２ガス排出通路が第１ガス排出通路に連絡されるので、異常事象発生時にドライウェルヘッドに溜まる可燃性ガスを原子炉格納容器内に排出することができる。さらに、第２ガス排出通路と分離された第１ガス排出通路がドライウェルヘッドに設けられているので、原子炉圧力容器内での作業を行う前にドライウェルヘッドを原子炉格納本体容器から取り外すとき、第１ガス排出通路もドライウェルヘッドと一緒に原子炉格納本体容器から取り外される。このため、原子炉の定期検査時における原子炉圧力容器内の作業をより早く開始することができる。
【発明の効果】
【００１５】
本発明によれば、原子炉の定期検査時における原子炉圧力容器内の作業をより早く開始することができ、異常事象時における原子炉格納容器のドライウェルヘッド内の可燃性ガスを排出することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１６】
【図１】本発明の好適な一実施例である実施例１の原子炉格納容器の構成図である。
【図２】図１に示す可燃性ガス排出通路の詳細構造の拡大図である。
【図３】本発明の他の実施例である実施例３の原子炉格納容器に設けられた可燃性ガス排出通路の詳細構造を示す拡大図である。
【図４】本発明の他の実施例である実施例４の原子炉格納容器に設けられた可燃性ガス排出通路の詳細構造を示す拡大図である。
【発明を実施するための形態】
【００１７】
本発明の実施例を以下に説明する。
【実施例１】
【００１８】
本発明の好適な一実施例である実施例１の原子炉格納容器を、図１及び図２を用いて説明する。本実施例の原子炉格納容器は、沸騰水型原子炉に用いられる原子炉格納容器である。
【００１９】
本実施例の原子炉格納容器２は、原子炉格納本体容器３、上蓋であるドライウェルヘッド４、可燃性ガス処理装置７及び格納容器ベント配管１８を有する。ドライウェルヘッド４は原子炉格納本体容器３の上端に取り外し可能に取り付けられる。ドライウェル２０及び圧力抑制室２１が原子炉格納本体容器３内に形成される。ドライウェル２０及び圧力抑制室２１は互いに隔離されている。ドライウェルヘッド４が、後述するように、原子炉格納本体容器３の上端にボルトで結合された状態において、ドライウェルヘッド４の内側に形成される領域６も、ドライウェル２０の一部である。圧力抑制室２１内には、冷却水が充填された圧力抑制プール２２が形成される。複数のベント通路（図示せず）が原子炉格納本体容器３内に形成される。これらのベント通路のそれぞれの一端がドライウェル２０に開口し、それぞれのベント通路の他端が圧力抑制プール２２の冷却水中に開口している。
【００２０】
炉心を内蔵する原子炉圧力容器１が、原子炉格納本体容器３内のドライウェル２０に配置される。可燃性ガス処理装置７は、触媒である白金またはパラジウムを充填した再結合器８、ガス供給管９Ａ及びガス戻り管９Ｂを有する。ガス供給管９Ａは、原子炉格納本体容器３を貫通して設けられ、再結合器８のガス入口と原子炉格納本体容器３内のドライウェル２０を連絡する。ガス戻り管９Ｂは原子炉格納本体容器３を貫通して設けられる。ガス戻り管９Ｂの一端は再結合器８のガス出口に接続され、その他端は圧力抑制プール２２の冷却水中に開口している。開閉弁１０Ａがガス供給管９Ａに設けられ、開閉弁１０Ｂがガス戻り管９Ｂに設けられる。ドライウェル２０内に開口する格納容器ベント配管（ガス排出管）１８が、原子炉格納本体容器３を貫通して設けられる。開閉弁１９が、原子炉格納本体容器３の外で格納容器ベント配管１８に設けられる。なお、原子炉格納容器２は、原子炉建屋（図示せず）内に設置される。
【００２１】
水素ガス排出通路（第１ガス排出通路）１３がドライウェルヘッド４の内面に設置される。この水素ガス排出通路１３は、ドライウェルヘッド４内側の領域６で領域６の頂部に配置されるガス流入口１５を有する（図２参照）。水素ガス排出通路（第２ガス排出通路）１４が原子炉格納本体容器３の上端部の内面に設置される。この水素ガス排出通路１４は、開閉弁１７を有して原子炉格納本体容器３の外面に取り付けられる水素ガス排出管（ガス排出管）１６に接続される。ドライウェルヘッド４と原子炉格納本体容器３は取り外し可能にフランジ５で結合される。具体的には、図２に示すように、ドライウェルヘッド４の下端に設けられたフランジ５Ａが、原子炉格納本体容器３の上端に設けられたフランジ５Ｂの上に置かれ、フランジ５Ａがフランジ５Ｂにボルトにより取り外し可能に取り付けられる。フランジ５Ａとフランジ５Ｂをボルトで結合する前に、水素ガス排出通路１３の下端が水素ガス排出通路１４の上端に位置するように、フランジ５Ａとフランジ５Ｂが複数のピンにより周方向に位置決めされる。このため、フランジ５Ａとフランジ５Ｂがボルトで結合された後では、水素ガス排出通路１３と水素ガス排出通路１４は分離されているが、水素ガス排出通路１４の上端が水素ガス排出通路１３の下端に対向して配置され、水素ガス排出通路１４が水素ガス排出通路１３に連絡される。水素ガス排出通路１３及び１４は、配管を半割りにした形状を有する。水素ガス排出通路１３及び１４は、それぞれ配管であっても良い。
【００２２】
開閉弁１２Ａ，１２Ｂが設けられたガス排出管１１が、開閉弁１０Ａと再結合器８の間でガス供給管９Ａに接続される。水素ガス排出管１６が開閉弁１２Ａと開閉弁１２Ｂの間でガス排出管１１に接続される。
【００２３】
この沸騰水型原子炉において、例えば、原子炉格納容器２内で原子炉圧力容器１に接続された主蒸気配管に貫通するき裂が生じて異常事象である冷却材喪失事故が発生したことを想定する。原子炉圧力容器１内の高温の冷却水が、主蒸気配管のき裂から高温の蒸気となって原子炉格納容器２内のドライウェル２０に放出される。放出される蒸気は、原子炉圧力容器内で冷却水の放射線分解により発生する水素ガス及び酸素ガスを含んでいる。沸騰水型原子炉の運転時には、窒素ガスが原子炉格納容器２内に充填されている。
【００２４】
冷却材喪失事故発生時にドライウェル２０内に放出された蒸気は、各ベント通路を通って圧力抑制プール２２の冷却水中に放出され、凝縮される。このため、冷却材喪失事故が発生したときにおける原子炉格納容器２内の圧力上昇を抑制することができる。
【００２５】
冷却材喪失事故時において所内電源（または外部電源）から電流が供給されるとき、この電流によって開閉弁１０Ａ，１０Ｂ，１２Ａ及び１７が開き、ガス供給管９Ａに設けられたブロア（図示せず、）が駆動される。このブロアは、ガス供給管９Ａとガス排出管１１の接続点と再結合器８の間でガス供給管９Ａに設置される。ブロアの駆動によってドライウェル２０内の水素ガス及び蒸気を含む窒素ガスが、ガス供給管９Ａを通って再結合器８に供給される。再結合器８内の触媒の作用により、水素ガスが酸素ガスと結合され、水素ガスが処理される。水素ガスは、窒素ガス及び蒸気よりも軽いため、ドライウェルヘッド４内の領域６内に集まりやすい。この領域６に集まった水素ガスは、ガス流入口１５から水素ガス排出通路１３，１４を通り、さらに、ガス排出管１１及びガス供給管９Ａを経て再結合器８に流入し、再結合器８で処理される。水素ガスが処理されて再結合器８から排出された窒素ガスは、ガス戻り管９Ｂにより圧力抑制プール２２の冷却水中に放出される。この窒素ガスは、圧力抑制室２１内で圧力抑制プール２２の冷却水の液面よりも上方に形成されるウェットウェル（気層部）に蓄えられる。
【００２６】
冷却材喪失事故発生時において全電源が喪失した場合において、ドライウェル２０内の水素ガス濃度が極度に上昇し、ドライウェル２０内の水素ガスを原子炉建屋外に排出する必要性が生じた場合には、ドライウェル２０内の水素ガスを含む窒素ガスが、格納容器ベント配管１８を通して、さらに、水素ガス排出通路１３，１４、水素ガス排出管１６及びガス排出管１１を通して原子炉建屋外に放出される。全電源が喪失しているため、例えば、電源車に搭載した発電装置で発生した電力を開閉弁１２Ｂ，１７及び１９に供給することにより、開閉弁１２Ｂ，１７及び１９が開き、ドライウェル２０内の水素ガスの外部への放出が可能になる。ドライウェルヘッド４内の領域６に溜まっている水素ガスも、全電源喪失時において、水素ガス排出通路１３，１４、水素ガス排出管１６及びガス排出管１１を通して外部に排出することができる。
【００２７】
ガス排出管１１の、開閉弁１２Ｂよりも下流、及び格納容器ベント配管１８の、開閉弁１９よりも下流に、放射性物質除去装置をそれぞれ設置し、ガス排出管１１及び格納容器ベント配管１８内をそれぞれ流れて外部に排出されるガスに含まれる放射性物質がそれぞれの放射性物質除去装置で除去される。
【００２８】
本実施例では、原子炉格納本体容器３の内面に水素ガス排出通路１４を設置し、その水素ガス排出通路１４に連絡されて水素ガス排出通路１４と分離された水素ガス排出通路１３をドライウェルヘッド４の内面に設置しており、水素ガス排出通路１３の下端面と水素ガス排出通路１４の上端面は接触しているだけである。このため、フランジ５Ａとフランジ５Ｂを結合しているボルトを外してドライウェルヘッド４を原子炉格納本体容器３から取り外すとき、ドライウェルヘッド４と一体になっている水素ガス排出通路１３も、原子炉格納本体容器３から取り外すことができる。この水素ガス排出通路１３の取り外しにおいて、水素ガス排出通路１３を水素ガス排出通路１４から取り外す必要もなく、ドライウェルヘッド４及び水素ガス排出通路１３を原子炉格納本体容器３から容易に取り外すことができる。
【００２９】
したがって、沸騰水型原子炉の運転が停止されている沸騰水型原子炉の定期検査期間において、原子炉圧力容器１の取り外された上蓋の原子炉格納本体容器３内からの搬出、及び原子炉圧力容器１内に設置された蒸気乾燥器及び気水分離器の原子炉圧力容器１及び原子炉格納本体容器３内からの搬出をより早く着手することができ、燃料集合体及び制御棒の交換、及び原子炉圧力容器１内に設置された炉内構造物の保守点検等の原子炉圧力容器１内における各種作業の開始を早めることができる。
【００３０】
また、本実施例では、ドライウェルヘッド４の内面に設けられた水素ガス排出通路１３のガス流入口１５を、ドライウェル４の内側に形成される領域６の頂部に配置している。このため、冷却材喪失事故等の異常事象発生時において、ドライウェル２０の、フランジ５Ｂよりも上方の領域６内に溜まる水素ガスを、ガス流入口１５から水素ガス排出通路１３内に流入させることができ、原子炉建屋外に排出することができる。
【００３１】
本実施例は、水素ガス排出通路１３，１４、水素ガス排出管１６及びガス排出管１１を通しての、原子炉格納容器２内の水素ガスの排出だけでなく、格納容器ベント配管１８を通しての水素ガスの排出も行われるので、異常事象発生時に全電源喪失が生じた場合においても、原子炉格納容器２内の水素ガスをより早く外部の環境に排出することができるため、原子炉格納容器２内での水素爆発の危険性を著しく軽減することができる。
【００３２】
ガス流入口１５は、フランジ５Ａよりも上方でドライウェルヘッド４内の領域６に配置することによってその領域６内に溜まる水素ガスを原子炉格納容器２外に排出することができる。ガス流入口１５を、領域６内で領域６の頂部に配置することによって、領域６内に溜まる水素ガスを効率良く原子炉格納容器２外に排出することができる。
【００３３】
燃料集合体及び制御棒の交換作業、及び炉内構造物の保守点検等の作業が終了した後、蒸気乾燥器及び気水分離器が原子炉格納本体容器３内に搬入されて原子炉圧力容器１内の所定の位置に設置される。そして、原子炉圧力容器１の上蓋が原子炉圧力容器１に取り付けられ、ドライウェルヘッド４が原子炉格納本体容器３の上端に取り付けられる。ドライウェルヘッド４が原子炉格納本体容器３に取り付けられるとき、水素ガス排出通路１３も原子炉格納本体容器３に取り付けられる。このため、水素ガス排出通路１３の原子炉格納本体容器３への取り付けも容易に行われる。水素ガス排出通路１３の、原子炉格納本体容器３の内面に取り付けられた水素ガス排出通路１４の位置合せは、フランジ５Ａとフランジ５Ｂを前述したように複数のピンによって位置決めすることによって容易に行うことができる。
【実施例２】
【００３４】
本発明の他の実施例である実施例２の原子炉格納容器を説明する。本実施例の原子炉格納容器は、沸騰水型原子炉に用いられる原子炉格納容器である。
【００３５】
本実施例の原子炉格納容器は、実施例１の原子炉格納容器２において水素ガス排出通路１３及び１４の替りに、ドライウェルヘッド４の内面にドライウェルヘッド４の直径を小さくして小型化して構成された第１内壁をドライウェルヘッド４の内側に配置し、円筒状の原子炉格納本体容器３の内径よりも小さい外径を有する円筒状の第２内壁を原子炉格納本体容器３の内側に配置した構成を有する。円筒状の第２内壁は、原子炉格納本体容器３の上端部に配置される。本実施例の原子炉格納容器の他の構成は実施例１の原子炉格納容器２と同じである。
【００３６】
第１内壁の配置により、ドライウェルヘッド４が二重化された構成になる。ドライウェルヘッド４の内面と第１内壁の外面の間には、間隙が形成され、ドライウェルヘッド４と第１内壁は、その間隙内において第１内壁の外面の頂部から第１内壁の下端に向かって放射状に配置された複数の第１リブによって結合される。本実施例では、領域６が第１内壁の内側に形成される。第１内壁を貫通して領域６に連通されるガス流入口（実施例１におけるガス流入口１５に相当）が第１内壁の頂部に形成される。このガス流入口は、領域６の頂部に面している。ドライウェルヘッド４の周方向において隣り合うそれぞれの第１リブ間でドライウェルヘッド４の内面と第１内壁の外面の間に形成される空間が、実施例１に設けられた、領域６内の水素ガスを導く水素ガス排出通路１３に相当する。
【００３７】
原子炉格納本体容器３の内面と円筒状の第２内壁の外面との間に、環状の間隙が形成され、この間隙の下端は、原子炉格納本体容器３と第２内壁の下端に取り付けられた環状板によって塞がれる。原子炉格納本体容器３の軸方向に伸びる複数の第２リブが、その環状間隙内で周方向に配置されて、周方向でその環状間隙を複数の領域に分割する。原子炉格納本体容器３と第２内壁が、環状間隙に配置されたこれらの第２リブによって結合される。これらの第２リブ間で原子炉格納本体容器３と第２内壁の間に形成される各領域が、実施例１に設けられた、領域６内の水素ガスを導く水素ガス排出通路１４に相当する。
【００３８】
複数の第２リブによって分割されて原子炉格納本体容器３と第２内壁の間に形成されたそれぞれの領域の下端部に連通する貫通孔が、原子炉格納本体容器３に形成される。原子炉格納本体容器３の外側で水素ガス排出管１６から分岐された複数の分岐管が、別々にそれらの貫通孔に連絡されて原子炉格納本体容器３の外面に取り付けられる。
【００３９】
ドライウェルヘッド４に設けられたフランジ５Ａが原子炉格納本体容器３に設けられたフランジ５Ｂにボルトで取り付けられたとき、ドライウェルヘッド４が原子炉格納本体容器３に設置される。この状態では、第１内壁の下端面が第２内壁の上端面に接触しており、ドライウェルヘッド４と第１内壁の間で第１リブ間に形成された、水素ガス排出通路１３に相当する空間が、原子炉格納本体容器３と第２内壁の間で第２リブ間に形成された、水素ガス排出通路１４に相当する領域に連絡される。
【００４０】
冷却材喪失事故が発生してドライウェル２０内に蒸気及び水素ガスが放出されたとき、領域６内に存在する水素ガス及び蒸気を含む窒素ガスが、ドライウェルヘッド４と第１内壁の間に形成される間隙、及び原子炉格納本体容器３と第２内壁の間に形成される間隙を通って水素ガス排出管１６に流入する。全電源喪失が生じていないときには、水素ガス排出管１６に流入したその窒素ガスが、再結合器８に導かれて水素が処理される。全電源喪失が生じているときには、水素ガス排出管１６に流入した水素ガス等を含む窒素ガスが、ガス排出管１１を通して原子炉建屋外に放出される。
【００４１】
本実施例は、実施例１で生じる各効果を得ることができる。本実施例は、第１リブにより第１内壁をドライウェルヘッド４に取り付けているので、ドライウェルヘッド４が第１リブによって補強され、ドライウェルヘッド４３の内外圧に対する強度が向上する。また、ドライウェルヘッド４の内側に間隙を形成して第１内壁を配置しているので、冷却材喪失事故等の異常事象の発生により、ドライウェル２０内に高温の蒸気が放出されたときに、急速な昇温及び噴出する蒸気流などの圧力に対して、その間隙がバッファーとなり，ドライウェルヘッド４の損傷を防ぐことができる。
【実施例３】
【００４２】
本発明の他の実施例である実施例３の原子炉格納容器を、図３を用いて説明する。本実施例の原子炉格納容器は、沸騰水型原子炉に用いられる原子炉格納容器である。
【００４３】
本実施例の原子炉格納容器は、実施例１の原子炉格納容器２において、水素ガス排出管１６を削除し、原子炉格納本体容器３の内面に設置した水素ガス排出通路１４を、水素ガス排出管１６ではなく格納容器ベント配管１８に連絡した構成を有する。本実施例の原子炉格納容器の他の構成は実施例１の原子炉格納容器１と同じである。
【００４４】
本実施例の原子炉格納容器２に用いられるドライウェルヘッド４の構成は、実施例１の原子炉格納容器２に用いられるドライウェルヘッド４の構成と同じである。水素ガス排出管１４Ａが原子炉格納本体容器３の上端部の内面に設置される。この水素ガス排出管１４Ａは、原子炉格納本体容器３を貫通して、図１に示す格納容器ベント配管１８に接続される。水素ガス排出管１４Ａの原子炉格納本体容器３の貫通部では、水素ガス排出管１４Ａが原子炉格納本体容器３に溶接され、原子炉格納本体容器３の気密性が保たれる。
【００４５】
フランジ５Ａがフランジ５Ｂにボルトで結合されてドライウェルヘッド４が原子炉格納本体容器３に取り付けられたとき、水素ガス排出通路１３の下端面が水素ガス排出管１４Ａの上端面に接触し、水素ガス排出通路１３が水素ガス排出管１４Ａに連絡される。
【００４６】
冷却材喪失事故等の異常事象が発生して全電源喪失が生じた場合において、原子炉圧力容器１内からドライウェル２０内に放出されて領域６内に存在する水素ガスを含む蒸気が、窒素ガスと共に、水素ガス排出通路１３、水素ガス排出管１４Ａ及び格納容器ベント配管１８を通って原子炉建屋外に放出される。
【００４７】
本実施例は、実施例１で生じる各効果を得ることができる。
【実施例４】
【００４８】
本発明の他の実施例である実施例４の原子炉格納容器を、図４を用いて説明する。本実施例の原子炉格納容器は、沸騰水型原子炉に用いられる原子炉格納容器である。
【００４９】
本実施例の原子炉格納容器２Ａは、実施例１の原子炉格納容器２において、水素ガス排出通路１３をドライウェルヘッド４の外面に設置し、水素ガス排出通路１４を原子炉格納本体容器３の外面に設置した構成を有する。本実施例の原子炉格納容器２Ａの他の構成は実施例１の原子炉格納容器２と同じである。
【００５０】
本実施例の原子炉格納容器２Ａに用いられるドライウェルヘッド４Ａは、水素ガス排出通路１３Ａをドライウェルヘッド４Ａの外面に設けており、水素ガス排出通路１３Ａに連通するガス流入口１５Ａが、ドライウェルヘッド４Ａの頂部でドライウェルヘッド４Ａを貫通して形成されている。ガス流入口１５Ａは、領域６の頂部に面しており、領域６と水素ガス排出通路１３Ａを連絡する。水素ガス排出通路１３Ａの下端部がフランジ５Ａを貫通し、水素ガス排出通路１３Ａの下端面がフランジ５Ａの下面に位置している。
【００５１】
水素ガス排出通路１４Ａが原子炉格納本体容器３の上端部で原子炉格納本体容器３の外面に設置される。水素ガス排出通路１４Ａの上端部がフランジ５Ｂを貫通し、水素ガス排出通路１４Ａの上端面がフランジ５Ｂの上面に位置している。水素ガス排出管１６が水素ガス排出通路１４Ａの下端部に接続される。
【００５２】
冷却材喪失事故等の異常事象が発生して全電源喪失が生じていない場合、及び冷却材喪失事故等の異常事象が発生して全電源喪失が生じている場合に、ドライウェルヘッド４Ａ内の領域６に存在する水素ガス及び蒸気を含む窒素ガスが、ガス流入口１５Ａより水素ガス排出通路１３Ａ内に流入し、さらに、水素ガス排出通路１４Ａを経て水素ガス排出管１６内に導かれる。全電源喪失が生じていないときには、水素ガス排出管１６に流入したその窒素ガスが、再結合器８に導かれて水素が処理される。全電源喪失が生じているときには、水素ガス排出管１６に流入した水素ガス等を含む窒素ガスが、ガス排出管１１を通して原子炉建屋外に放出される。
【００５３】
本実施例は、実施例１で生じる各効果を得ることができる。本実施例は、ドライウェルヘッド４の内側に水素ガス排出通路１３を設置することが困難な沸騰水型原子炉にも適用することができる。
【００５４】
実施例１〜４のそれぞれは、加圧水型原子炉の原子炉格納容器に適用することができる。
【符号の説明】
【００５５】
１…原子炉圧力容器、２，２Ａ…原子炉格納容器、３…原子炉格納本体容器、４，４Ａ…ドライウェルヘッド、６…領域、８…再結合器、９Ａ…ガス供給管、９Ｂ…ガス戻り管、１１…ガス排出管、１３，１３Ａ，１４，１４Ａ…水素ガス排出通路、１５，１５Ａ…ガス流入口、１６…水素ガス排出管、１８…格納容器ベント配管、２０…ドライウェル、２１…圧力抑制室。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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