原子炉格納容器および原子力プラント
【課題】原子炉事故時に、外部動力電源に頼らずに、粒子状放射性物質の環境への放出を抑制し、かつ、原子炉格納容器の圧力を設計圧力以下に制限する。
【解決手段】原子炉格納容器３は、原子炉圧力容器２を覆う内殻１７と、内殻１７の水平方向外周を覆う気密の空間であるアウターウェル１９を形成する外殻１８と、を有する。内殻１７は、原子炉圧力容器３の水平方向周囲を取り囲む第１の円筒状側壁４ａと、原子炉圧力容器２の上部を覆う上蓋６と、上蓋６の周囲と第１の円筒状側壁４ａの上端部とを気密に接続する第１のトップスラブ５ａと、を有する。外殻１８は、第１の円筒状側壁４ａの外周を取り囲む第２の円筒状側壁４ｂと、第２の円筒状側壁４ｂの上端部付近と第１の円筒状側壁４ａとを気密に接続する第２のトップスラブ５ｂと、を有する。
【解決手段】原子炉格納容器３は、原子炉圧力容器２を覆う内殻１７と、内殻１７の水平方向外周を覆う気密の空間であるアウターウェル１９を形成する外殻１８と、を有する。内殻１７は、原子炉圧力容器３の水平方向周囲を取り囲む第１の円筒状側壁４ａと、原子炉圧力容器２の上部を覆う上蓋６と、上蓋６の周囲と第１の円筒状側壁４ａの上端部とを気密に接続する第１のトップスラブ５ａと、を有する。外殻１８は、第１の円筒状側壁４ａの外周を取り囲む第２の円筒状側壁４ｂと、第２の円筒状側壁４ｂの上端部付近と第１の円筒状側壁４ａとを気密に接続する第２のトップスラブ５ｂと、を有する。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉格納容器およびそれを備えた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）で実用されている代表的なものに新型ＢＷＲ（ＡＢＷＲ）がある。以下、このＡＢＷＲの原子炉格納容器等の構造について、図６によりその概要を説明する（特許文献１等参照）。
【０００３】
図６において、炉心１は原子炉圧力容器（ＲＰＶ）２の内部に収納されている。原子炉格納容器（ＣＶ）３は、円筒状の側壁（筒状側壁）４と、その上部をふさぐトップスラブ５と、トップスラブ５の中心部に設けられた上蓋６と、これらを支持し円筒状側壁４の下部をふさぐ基底マット７とから構成される。これらは、設計基準事故時の圧力上昇に耐えるように設計されており、圧力バウンダリーを構成している。原子炉格納容器３の内部は、原子炉圧力容器２を収納するドライウェル（ＤＷ）８と圧力抑制室（ウェットウェル）（ＷＷ）９とに区分けされている。
【０００４】
原子炉圧力容器２はベッセルサポート１０によりベッセルスカート１１を介して支持されている。ドライウェル８のベッセルスカート１１よりも上の空間を上部ドライウェル１２と呼び、これより下の空間を下部ドライウェル１３と呼んでいる。この下部ドライウェル１３を円周状に取り囲むように圧力抑制室９が設置され、その内部に圧力抑制プール（ＳＰ）１４を貯えている。ドライウェル８と圧力抑制プール１４はベント管１５により連結されている。
【０００５】
ドライウェル８とウェットウェル９は円筒上の一体構造をなしており、原子炉格納容器３を構成している。ドライウェル８とウェットウェル９を隔てている水平の床をダイアフラムフロアー１６と呼ぶ。原子炉格納容器３は設計圧力がゲージ圧で３．１６ｋｇ／ｃｍ２であり、円筒状側壁４とトップスラブ５は、それぞれ、厚さ約２ｍと約２．４ｍの鉄筋コンクリート製で、その内表面に放射性物質の漏洩抑制の目的で鋼製ライナー（図示せず。）を内張りした構造となっている。基底マット７は約５ｍの厚さの同じく鉄筋コンクリート製になっている。
【０００６】
なお、円筒状側壁４とトップスラブ５の接合部は、境界を分かり易くするため便宜的に円筒状側壁４の境界を最上部まで延長した例を示してある。実際の接合方法は、トップスラブ５が円筒状側壁４の上に乗る場合もある。また、鉄筋コンクリート製であるので接合部が両者の連続的な構造物としての共通部分を構成し明確な境界がない場合もある。このように主要な構造物を鉄筋コンクリート製とした原子炉格納容器を一般にＲＣＣＶと呼んでいる。
【０００７】
上蓋６は燃料交換時に取り外しが可能なように鋼製のものを使用している。上蓋６の上部には、最近では、水遮蔽（図示せず。）のプール水が蓄えられているタイプのものがある。また、トップスラブ５の上部にも、最近では、静的安全系の冷却水プール（図示せず。）が蓄えられているタイプのものがある。原子炉格納容器３の設計漏洩率は約０．５％／日である。
【０００８】
なお、最近では、円筒状側壁４とトップスラブ５を鉄筋コンクリートではなく、スチール・コンクリート複合構造（ＳＣ造）で構成する案も検討されている。このＳＣ造は、２枚の型枠鉄板の間にコンクリートを充填したものである。鉄筋の敷設が不要で、モジュール工法が可能な点が特長である。ＳＣ造の構造物の原子力プラントへの採用例としては、東芝・ウェスティングハウス社のＡＰ１０００の遮蔽建屋がある。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００９】
【特許文献１】特開２００４−３３３３５７号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１０】
設計基準事故時に炉心から放出される放射性物質の内、環境に漏洩して最も被爆の被害をもたらすものは、粒子状の放射性物質であることが最近では広く認められている。その最大のものが粒子状の放射性ヨウ素である。この粒子状の放射性物質は水溶性が強く、水封された部分からは漏洩しにくい特性がある。その他の気体の放射性希ガス等は、設計漏洩率で漏洩しても大気中で拡散されるので被爆への寄与は小さくなることがわかっている。したがって、設計基準事故時の被爆線量を低減するためには、粒子状の放射性物質の漏洩を極力少なくすることが重要である。
【００１１】
従来のＡＢＷＲでは、設計基準事故が発生して粒子状の放射性物質が原子炉格納容器の内部に放出されても、トップスラブと上蓋の上部には、水が蓄えられていて粒子状の放射性物質が漏洩しにくい構造になっている。また、圧力抑制プールにもプール水が蓄えられていて粒子状の放射性物質が漏洩しにくい構造になっている。さらに、下部ドライウェルには、設計基準事故時には、原子炉圧力容器から流出した冷却材等が溜まるので、やはり下部ドライウェルからは粒子状の放射性物質が漏洩しにくい構造となっている。
【００１２】
その結果、水封の効果がない筒状側壁を通って粒子状の放射性物質が環境に漏洩することが被爆線量を高くしている。特に、円筒状側壁の部分には、電気系や配管の貫通部が多数設置されており、原子炉格納容器の設計漏洩率のほとんどの部分が実際には、円筒状側壁から発生する漏洩によっている。したがって、設計基準事故時の被爆線量を低減するためには、円筒状側壁から漏洩する粒子状の放射性物質を環境に放出しないようにする必要があった。
【００１３】
従来のＡＢＷＲでは、設計基準事故時には、これを非常用ガス処理系（図示せず。）でフィルター処理する設計になっているが、実際の過酷事故時には電源喪失が発生し、この非常用ガス処理系が停止することもあるので、その場合には、粒子状放射性物質が過大に環境に放出されるおそれがあった。
【００１４】
また、過酷事故時には、金属―水反応により大量の水素が炉心燃料から発生し、原子炉格納容器３の圧力が設計圧力以上（およそ設計圧力の２倍）に上昇する。これは、炉心燃料から発生した大量の水素と事故前から存在する窒素等の非凝縮性ガスが、ドライウェル８内の水蒸気によって随伴され、ベント管１５を通って圧力抑制プール１４に移行し、非凝縮性ガスがウェットウェル９気相部に押し込まれて圧縮されることにより発生する。ドライウェル８内の水蒸気の圧力は、このウェットウェル９気相部の非凝縮性ガスの圧縮による圧力を若干上回る。この高圧状態では、原子炉格納容器３からの漏洩が設計漏洩率を超えて発生するおそれがあった。
【００１５】
この発明は、原子炉事故時に、外部動力電源に頼らずに、粒子状放射性物質の環境への放出を抑制し、かつ、原子炉格納容器の圧力を設計圧力以下に制限して、安全性を確保することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１６】
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、炉心を収納する原子炉圧力容器の荷重を支持し水平に広がる基底マットと、前記基底マットの上に配置されて前記原子炉圧力容器を気密に覆う内殻と、前記基底マットの上に配置されて前記内殻の水平方向外周を覆う気密の空間であるアウターウェルを形成する外殻と、を有する原子炉格納容器であって、前記内殻は、下端が基底マットに接続し、上端が少なくとも前記炉心の上端よりも高く、前記原子炉圧力容器の水平方向周囲を囲む第１の円筒状側壁と、前記原子炉圧力容器の上部を覆う上蓋と、前記上蓋の周囲と前記第１の円筒状側壁の上端部とを気密に接続する第１のトップスラブと、前記内殻内を、前記原子炉圧力容器が収納されたドライウェルと圧力抑制プールが収容されたウェットウェルとに仕切る仕切り壁と、前記仕切り壁を貫通して前記ドライウェルと前記圧力抑制プール内とを連絡するベント管と、を有し、前記外殻は、下端が前記基底マットに接続し、前記第１の円筒状側壁の外周を取り囲む第２の円筒状側壁と、前記第２の円筒状側壁の上端部付近と前記第１の円筒状側壁とを気密に接続する第２のトップスラブと、を有すること、を特徴とする。
【００１７】
また、本発明に係る原子力プラントは、炉心を収納する原子炉圧力容器の荷重を支持し水平に広がる基底マットと、前記基底マットの上に配置されて前記圧力容器を気密に覆う内殻と、前記基底マットの上に配置されて前記内殻の水平方向外周を覆う気密の空間であるアウターウェルを形成する外殻と、を有する原子炉格納容器を備えた原子力プラントであって、前記内殻は、下端が基底マットに接続し、上端が少なくとも前記炉心の上端よりも高く、前記原子炉圧力容器の水平方向周囲を囲む第１の円筒状側壁と、前記原子炉圧力容器の上部を覆う上蓋と、前記上蓋の周囲と前記第１の円筒状側壁の上端部とを気密に接続する第１のトップスラブと、前記内殻内を、前記原子炉圧力容器が収納されたドライウェルと圧力抑制プールが収容されたウェットウェルとに仕切る仕切り壁と、前記仕切り壁を貫通して前記ドライウェルと前記圧力抑制プール内とを連絡するベント管と、を有し、前記外殻は、下端が前記基底マットに接続し、前記第１の円筒状側壁の外周を取り囲む第２の円筒状側壁と、前記第２の円筒状側壁の上端部付近と前記第１の円筒状側壁とを気密に接続する第２のトップスラブと、を有すること、を特徴とする。
【発明の効果】
【００１８】
本発明によれば、原子炉事故時に炉心燃料から放出される粒子状放射性物質を、二重の閉じ込め機能により、外部動力電源に頼らずに原子炉格納容器の内部に閉じ込めることが可能になる。
【図面の簡単な説明】
【００１９】
【図１】本発明の第１の実施形態に係る原子炉格納容器を示す立面図。
【図２】本発明の第２の実施形態に係る原子炉格納容器を示す立面図。
【図３】本発明の第３の実施形態に係る原子炉格納容器を示す立面図。
【図４】本発明の第４の実施形態に係る原子炉格納容器を示す立面図。
【図５】本発明の第５の実施形態に係る原子力プラントを示す立面図。
【図６】従来のＡＢＷＲの原子炉格納容器の例を示す立面図。
【発明を実施するための形態】
【００２０】
本発明の実施形態を図１ないし図５に基づいて説明する。なお、図１ないし図５においては、前述の図６と同一部または類似の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要部のみを説明する。
【００２１】
［第１の実施形態］
図１により本発明による原子炉格納容器（ＣＶ）の第１の実施形態を説明する。図１は、本発明の第１の実施形態に係る原子炉格納容器を示す立面図である。
【００２２】
本発明の第１の実施形態が従来例と異なるおもな相違点は、原子炉格納容器３の筒状側壁を二重に設けたことにある。第１の円筒状側壁４ａの外周にこれを覆うように間隔をあけて第２の円筒状側壁４ｂを設置している。また、上部を覆う第２のトップスラブ５ｂを設置している。この第２の円筒状側壁４ｂと第２のトップスラブ５ｂも圧力バウンダリーを構成し、設計圧力は、たとえば、ゲージ圧で２．１１ｋｇ／ｃｍ２から３．１６ｋｇ／ｃｍ２程度である。第１の円筒状側壁４ａの上部は第１のトップスラブ５ａと上蓋６で覆われている。この部分の設計圧力は、たとえば、ゲージ圧で３．１６ｋｇ／ｃｍ２程度である。
【００２３】
第１の円筒状側壁４ａ、第１のトップスラブ５ａおよび上蓋６と、水平に広がる基底マット７のうちの第１の円筒状側壁４ａ、第１のトップスラブ５ａおよび上蓋６の真下の部分７ａで構成される構造物を内殻１７と呼ぶ。一方、第２の円筒状側壁４ｂおよび第２のトップスラブ５ｂと、基底マット７のうちの第２の円筒状側壁４ｂおよび第２のトップスラブ５ｂの真下の部分７ｂで構成される構造物を外殻１８と呼ぶ。さらに、第１の円筒状側壁４ａと第２のトップスラブ５ｂと第２の円筒状側壁４ｂの外面とこれらの直下の基底マット７の部分７ｂにより囲まれる空間をアウターウェル１９と呼ぶ。
【００２４】
図１は、第２のトップスラブ５ｂの位置が、第１のトップスラブ５ａの高さと同じ位置にある場合を示している。両者が第１の円筒状側壁４ａに両側から接合する例を示しているが、接合方法はこれに限定されない。たとえば、第２のトップスラブと第１のトップスラブが水平に接合され、その下部に第１の円筒状側壁４ａの上端を接合しても良い。また、三者の接合部を三者の連続的な共通部分として接合しても良い。
【００２５】
内殻１７の内部は、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）２を収納するドライウェル（ＤＷ）８とウェットウェル（圧力抑制室、ＷＷ）９とに区分けされている。原子炉圧力容器２はベッセルサポート１０によりベッセルスカート１１を介して支持されている。ベッセルサポート１０は円筒状のペデスタル３０を介して基底マット７により支持されている。即ち、原子炉圧力容器２の荷重は、最終的に基底マット７によって支持されている。
【００２６】
ドライウェル８のベッセルスカート１１よりも上の空間を上部ドライウェル１２と呼び、下の空間を下部ドライウェル１３と呼ぶ。この下部ドライウェル１３を円周状に取り囲むようにウェットウェル９が設置され、その内部に圧力抑制プール（ＳＰ）１４を貯えている。ドライウェル８とウェットウェル９は、ダイアフラムフロアー１６を含む仕切り壁によって仕切られている。ドライウェル８と圧力抑制プール１４はベント管１５により連結されている。
【００２７】
ドライウェル８とウェットウェル９は、全体で、第１の円筒状側壁４ａによって囲まれた円筒状の空間をなしている。第１の円筒状側壁４ａは、上部ドライウェル１２およびウェットウェル９の外壁を構成している。
【００２８】
なお、本実施形態では、原子炉圧力容器２とウェットウェル９の高さを従来のＡＢＷＲよりも少し増加し、炉心１の上端がダイアフラムフロアー１６の高さ以下になるようにしている。
【００２９】
ウェットウェル９の気相部とアウターウェル１９の間を連結する気相ベント管２０が設けられている。気相ベント管２０の入り口部には、隔離連通切り替え手段（ＩＣＳＳ）２１が設けられている。隔離連通切り替え手段２１は、原子炉の通常運転時は閉じていて、事故時に開くようになっている。隔離連通切り替え手段２１としては、たとえば、ラプチャーディスク、真空破壊弁、自動隔離弁等が利用可能である。
【００３０】
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り、作動後の隔離閉鎖機能はない。したがって、作動後は雰囲気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。
【００３１】
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等に使用されている。
【００３２】
自動隔離弁は電動弁や空気作動弁等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。
【００３３】
どの隔離連通切り替え手段を選択するかは設計上のオプションとなる。これらの隔離連通切り替え手段２１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。
【００３４】
したがって、これらの隔離連通切り替え手段２１は、原子炉が通常の運転中は隔離状態にあり、ウェットウェル９気相部とアウターウェル１９とは分離されている。ウェットウェル９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（ＬＯＣＡ）の場合も、これらの隔離連通切り替え手段２１は隔離状態に維持される。これにより、過渡事象や小規模な冷却材喪失事故を内殻１７の中に閉じ込めることができる。そのために、第１の筒状側壁４ａには、気相ベント管２０以外には開口部がないように構成される。
【００３５】
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９の気相部の圧力が上昇し、隔離連通切り替え手段２１の作動設定差圧に達すると隔離連通切り替え手段２１が開いて、ウェットウェル９の気相部とアウターウェル１９が連通される。これによりウェットウェル９気相部に蓄積する水素および窒素等の非凝縮性ガスによる内殻内１７の過大な圧力上昇を外殻１８内に放出し、原子炉格納容器３の圧力上昇を大幅に緩和できる。
【００３６】
さらに、過酷事故時には大量の水素が原子炉格納容器３の内部に放出されるので、空気雰囲気のままでは水素爆轟するおそれがある。このリスクを排除するために、原子炉格納容器３内部の雰囲気を、アウターウェル１９を含めて窒素で置換し通常の空気雰囲気よりも酸素濃度を低く維持する。
【００３７】
この実施形態で、図１では図示を省略しているが、第１のトップスラブ５ａおよび第２のトップスラブ５ｂの上には例えば燃料プール２７（図５参照）が配置され、また、上蓋６の上には水遮蔽２８（図５参照）が配置されている。
【００３８】
本実施形態では、過酷事故時の原子炉格納容器内圧力上昇を低く維持することが可能となる。アウターウェル１９の自由空間体積はウェットウェル９の自由空間体積のおよそ４倍程度となる。したがって、過酷事故時の原子炉格納容器圧力を従来の１／４程度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。
【００３９】
また、本実施形態によれば、隔離連通切り替え手段２１が開かない程度の小規模な事故の場合は、第１の円筒状側壁４ａと第２の円筒状側壁４ｂが二重に放射性物質の閉じ込めを行ない、環境への放射性物質の放出を抑制することができる。また、隔離連通切り替え手段２１が開く事故の場合には、内殻１７の内部とアウターウェル１９が均圧化されるので、第１の円筒状側壁４ａの内外差圧がほぼなくなり、ドライウェル８内に浮遊する粒子状放射性物質が第１の円筒状側壁４ａから直接漏洩することを防止できる。ドライウェル８内に浮遊する粒子状放射性物質は、ベント管１５を通って圧力抑制プール１４内に導かれ、圧力抑制プール水中に溶解するのでウェットウェル気相部にはごく微量のみが移行する。この微量の粒子状放射性物質は、隔離連通切り替え手段２１を通りアウターウェル１９に移行するが、外殻１８により閉じ込められるので、環境への漏洩をほとんどゼロに制限することができる。
【００４０】
過酷事故時には大量の水素がアウターウェル１９に移行するが、アウターウェル１９の雰囲気は窒素により置換され、酸素濃度を低く制限しているので水素爆轟が発生する可能性も排除される。
【００４１】
以上説明したように、この実施形態によれば、事故時に炉心燃料から放出される大量の粒子状放射性物質を二重の閉じ込め機能により原子炉格納容器の内部に閉じ込めることが可能になる。外部動力電源を使用せず、静的手段のみで放射性物質を原子炉格納容器の内部に閉じ込めることができるので、巨大地震等の自然災害により過酷事故が発生しても周辺住民の方の安全性は避難を行なうこと無く確保することが可能になる。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格納容器の圧力上昇を低く抑えることが可能になり、過酷事故状態が長期にわたり継続しても原子炉格納容器の過圧破損や過大漏洩の発生を防止可能になる。
【００４２】
［第２の実施形態］
図２は、本発明の第２の実施形態に係る原子炉格納容器を示す立面図である。この実施形態では、第２の円筒状側壁４ｂの上端が第１の円筒状側壁４ａの上端よりも低く、第２のトップスラブ５ｂは第１のトップスラブ５ａよりも低い位置で水平に広がっている。図２に示す例では、第２のトップスラブ５ｂは、第１の円筒状側壁４ａに接合される。ただし、接合部は両者の共通部分として構成しても良い。
【００４３】
第１のトップスラブ５ａおよび第２のトップスラブ５ｂの上に燃料プール２７（図５）を配置する場合に、この実施形態においては、燃料プール２７のうちで、第２のトップスラブ５ｂの上の部分の水深を第１のトップスラブ５ａの上の部分よりも深くすることができる。
【００４４】
［第３の実施形態］
図３は、本発明の第３の実施形態に係る原子炉格納容器を示す立面図である。この実施形態では、アウターウェル１９の一部を耐圧性の隔壁２２で区画して、空気雰囲気の機器室２３を設置している。機器室２３内には、たとえば残留熱除去系熱交換器や各種電気設備のパネルなどの機器を設置することができる。その他の構成は第１の実施形態と同様である。
【００４５】
アウターウェル１９の体積は十分に大きいので、一部を機器室２３に使用することが可能である。特に、圧力抑制プール１４の外側は圧力抑制プール水の水封機能があり、粒子状放射性物質は漏洩しないので、この部分を機器室２３に使用することが有効である。さらに、この実施形態でも第１の実施形態と同様の効果を得ることができる。
【００４６】
［第４の実施形態］
図４は、本発明の第４の実施形態に係る原子炉格納容器を示す立面図である。この実施形態では、アウターウェル１９の下部にアウタープール２４を設け、気相ベント管２０の先端をアウタープール２４の水中に導き、さらに、気相ベント管２０の先端部分にスクラビングノズル２５を設置している。その他の構成は第１の実施形態と同様である。
【００４７】
スクラビングノズル２５は、たとえばベンチュリーノズルである。ベンチュリーノズルは、たとえばスウェーデンのＢＷＲプラントの過酷事故対策であるＦＩＬＴＲＡ ＭＶＳＳのスクラビングノズルと同様のものを採用してもよい。
【００４８】
なお、アウタープール２４は、圧力抑制プール１４とは、第１の円筒状側壁４ａによって分離され、両者の間で水の環流および混入が発生しないようになっている。
【００４９】
この実施形態によれば、原子炉事故時に隔離連通切り替え手段２１が開放されると、ウェットウェル９内の高圧の気体が気相ベント管２０を通ってアウタープール２４の水中に導かれる。このとき、スクラビングノズル２５により、アウタープール２４の水中に微細な気泡が発生し、ウェットウェル９の気相部にごくわずかに浮遊する粒子状放射性物質がアウタープール２４内のプール水中に溶解する。
【００５０】
この第４の実施形態によれば、第１の実施形態の効果が得られるのみならず、粒子状放射性物質がアウターウェル１９から外部に漏洩するのをさらに抑制することができる。
【００５１】
なお、アウタープール２４のプール水中にヨウ素の溶存性を高める薬剤、たとえば苛性ソーダを混入しておくこともできる。これにより、放射性ヨウ素をより確実にアウタープール２４内のプール水中に溶解させることができる。
【００５２】
また、アウタープール２４のプール水中に非放射性のヨウ素を混入しておくこともできる。この場合、放射性ヨウ素がアウタープール２４のプール水中に流入すると、放射性の有機ヨウ素と置換反応が行なわれ、放射性有機ヨウ素を効率良く除去することができる。
【００５３】
［第５の実施形態］
図５は、本発明の第５の実施形態に係る原子力プラントを示す立面図である。
【００５４】
本実施形態においては、たとえば第２の実施形態（図２）の原子炉格納容器３の第２の円筒状側壁４ｂおよび第２のトップスラブ５ｂを基底として、航空機落下対策の上部防護壁２６を原子炉格納容器の上部を覆う形状で設置している。ただし、図５では気相ベント管２０などの図示は省略している。上部防護壁２６は原子炉格納容器３を構成しないので耐圧性は不要である。
【００５５】
また、この実施形態では、第１のトップスラブ５ａおよび第２のトップスラブ５ｂの上に燃料プール２７が配置され、上蓋６の上に水遮蔽２８が配置されている。燃料プール２７および水遮蔽２８は上部防護壁２６の内側にある。
【００５６】
この実施形態によれば、原子炉格納容器３のトップスラブ５ａ，５ｂ上に設置される静的安全系（図示せず。）や燃料プール２７を航空機落下事故から防護することが可能になる。
【００５７】
従来から提案されている航空機落下対策の防護壁は、基底マット７から立ち上がり原子炉格納容器３の外周全体を覆うように設置される（たとえば、二重格納容器）。しかし、本実施形態では、第２の円筒状側壁４ｂを利用してその上に設置するので、コストと物量の大幅な削減が可能になる。第２の円筒状側壁４ｂは耐圧構造壁であるため、それ自体に航空機落下対策用の防護壁としての機能があり、新たに側壁部分を防護する防護壁を別途設ける必要がない。すなわち、本実施形態によれば、原子炉格納容器３自体が外殻１８によって防護されるので、新たに側壁部分の防護壁を設ける必要がない。
【００５８】
［他の実施形態］
以上説明した各実施形態は単なる例示であって、本発明はこれらに限定されるものではない。
【００５９】
たとえば、各実施形態の特徴を種々に組み合わせることもできる。さらに具体的には、第５の実施形態は第２の実施形態の原子炉格納容器に上部防護壁２６などを追加したものとしたが、第１、第３、第４の実施形態の原子炉格納容器に上部防護壁を追加することもできる。
【００６０】
また、第１、第２、第３および第５の実施形態で、気相ベント管２０を設けない構成も可能である。
【符号の説明】
【００６１】
１…炉心、２…原子炉圧力容器（ＲＰＶ）、３…原子炉格納容器（ＣＶ）、４…円筒状側壁、４ａ…第１の円筒状側壁、４ｂ…第２の円筒状側壁、５…トップスラブ、５ａ…第１のトップスラブ、５ｂ…第２のトップスラブ、６…上蓋、７…基底マット、８…ドライウェル（ＤＷ）、９…ウェットウェル（圧力抑制室、ＷＷ）、１０…ベッセルサポート、１１…ベッセルスカート、１２…上部ＤＷ、１３…下部ＤＷ、１４…圧力抑制プール（ＳＰ）、１５…ベント管、１６…ダイアフラムフロアー、１７…内殻、１８…外殻、１９…アウターウェル、２０…気相ベント管、２１…隔離連通切り替え手段（ＩＣＳＳ）、２２…隔壁、２３…機器室、２４…アウタープール、２５…スクラビングノズル、２６…上部防護壁、２７…燃料プール、２８…水遮蔽、３０…ペデスタル
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉格納容器およびそれを備えた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）で実用されている代表的なものに新型ＢＷＲ（ＡＢＷＲ）がある。以下、このＡＢＷＲの原子炉格納容器等の構造について、図６によりその概要を説明する（特許文献１等参照）。
【０００３】
図６において、炉心１は原子炉圧力容器（ＲＰＶ）２の内部に収納されている。原子炉格納容器（ＣＶ）３は、円筒状の側壁（筒状側壁）４と、その上部をふさぐトップスラブ５と、トップスラブ５の中心部に設けられた上蓋６と、これらを支持し円筒状側壁４の下部をふさぐ基底マット７とから構成される。これらは、設計基準事故時の圧力上昇に耐えるように設計されており、圧力バウンダリーを構成している。原子炉格納容器３の内部は、原子炉圧力容器２を収納するドライウェル（ＤＷ）８と圧力抑制室（ウェットウェル）（ＷＷ）９とに区分けされている。
【０００４】
原子炉圧力容器２はベッセルサポート１０によりベッセルスカート１１を介して支持されている。ドライウェル８のベッセルスカート１１よりも上の空間を上部ドライウェル１２と呼び、これより下の空間を下部ドライウェル１３と呼んでいる。この下部ドライウェル１３を円周状に取り囲むように圧力抑制室９が設置され、その内部に圧力抑制プール（ＳＰ）１４を貯えている。ドライウェル８と圧力抑制プール１４はベント管１５により連結されている。
【０００５】
ドライウェル８とウェットウェル９は円筒上の一体構造をなしており、原子炉格納容器３を構成している。ドライウェル８とウェットウェル９を隔てている水平の床をダイアフラムフロアー１６と呼ぶ。原子炉格納容器３は設計圧力がゲージ圧で３．１６ｋｇ／ｃｍ２であり、円筒状側壁４とトップスラブ５は、それぞれ、厚さ約２ｍと約２．４ｍの鉄筋コンクリート製で、その内表面に放射性物質の漏洩抑制の目的で鋼製ライナー（図示せず。）を内張りした構造となっている。基底マット７は約５ｍの厚さの同じく鉄筋コンクリート製になっている。
【０００６】
なお、円筒状側壁４とトップスラブ５の接合部は、境界を分かり易くするため便宜的に円筒状側壁４の境界を最上部まで延長した例を示してある。実際の接合方法は、トップスラブ５が円筒状側壁４の上に乗る場合もある。また、鉄筋コンクリート製であるので接合部が両者の連続的な構造物としての共通部分を構成し明確な境界がない場合もある。このように主要な構造物を鉄筋コンクリート製とした原子炉格納容器を一般にＲＣＣＶと呼んでいる。
【０００７】
上蓋６は燃料交換時に取り外しが可能なように鋼製のものを使用している。上蓋６の上部には、最近では、水遮蔽（図示せず。）のプール水が蓄えられているタイプのものがある。また、トップスラブ５の上部にも、最近では、静的安全系の冷却水プール（図示せず。）が蓄えられているタイプのものがある。原子炉格納容器３の設計漏洩率は約０．５％／日である。
【０００８】
なお、最近では、円筒状側壁４とトップスラブ５を鉄筋コンクリートではなく、スチール・コンクリート複合構造（ＳＣ造）で構成する案も検討されている。このＳＣ造は、２枚の型枠鉄板の間にコンクリートを充填したものである。鉄筋の敷設が不要で、モジュール工法が可能な点が特長である。ＳＣ造の構造物の原子力プラントへの採用例としては、東芝・ウェスティングハウス社のＡＰ１０００の遮蔽建屋がある。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００９】
【特許文献１】特開２００４−３３３３５７号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１０】
設計基準事故時に炉心から放出される放射性物質の内、環境に漏洩して最も被爆の被害をもたらすものは、粒子状の放射性物質であることが最近では広く認められている。その最大のものが粒子状の放射性ヨウ素である。この粒子状の放射性物質は水溶性が強く、水封された部分からは漏洩しにくい特性がある。その他の気体の放射性希ガス等は、設計漏洩率で漏洩しても大気中で拡散されるので被爆への寄与は小さくなることがわかっている。したがって、設計基準事故時の被爆線量を低減するためには、粒子状の放射性物質の漏洩を極力少なくすることが重要である。
【００１１】
従来のＡＢＷＲでは、設計基準事故が発生して粒子状の放射性物質が原子炉格納容器の内部に放出されても、トップスラブと上蓋の上部には、水が蓄えられていて粒子状の放射性物質が漏洩しにくい構造になっている。また、圧力抑制プールにもプール水が蓄えられていて粒子状の放射性物質が漏洩しにくい構造になっている。さらに、下部ドライウェルには、設計基準事故時には、原子炉圧力容器から流出した冷却材等が溜まるので、やはり下部ドライウェルからは粒子状の放射性物質が漏洩しにくい構造となっている。
【００１２】
その結果、水封の効果がない筒状側壁を通って粒子状の放射性物質が環境に漏洩することが被爆線量を高くしている。特に、円筒状側壁の部分には、電気系や配管の貫通部が多数設置されており、原子炉格納容器の設計漏洩率のほとんどの部分が実際には、円筒状側壁から発生する漏洩によっている。したがって、設計基準事故時の被爆線量を低減するためには、円筒状側壁から漏洩する粒子状の放射性物質を環境に放出しないようにする必要があった。
【００１３】
従来のＡＢＷＲでは、設計基準事故時には、これを非常用ガス処理系（図示せず。）でフィルター処理する設計になっているが、実際の過酷事故時には電源喪失が発生し、この非常用ガス処理系が停止することもあるので、その場合には、粒子状放射性物質が過大に環境に放出されるおそれがあった。
【００１４】
また、過酷事故時には、金属―水反応により大量の水素が炉心燃料から発生し、原子炉格納容器３の圧力が設計圧力以上（およそ設計圧力の２倍）に上昇する。これは、炉心燃料から発生した大量の水素と事故前から存在する窒素等の非凝縮性ガスが、ドライウェル８内の水蒸気によって随伴され、ベント管１５を通って圧力抑制プール１４に移行し、非凝縮性ガスがウェットウェル９気相部に押し込まれて圧縮されることにより発生する。ドライウェル８内の水蒸気の圧力は、このウェットウェル９気相部の非凝縮性ガスの圧縮による圧力を若干上回る。この高圧状態では、原子炉格納容器３からの漏洩が設計漏洩率を超えて発生するおそれがあった。
【００１５】
この発明は、原子炉事故時に、外部動力電源に頼らずに、粒子状放射性物質の環境への放出を抑制し、かつ、原子炉格納容器の圧力を設計圧力以下に制限して、安全性を確保することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１６】
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、炉心を収納する原子炉圧力容器の荷重を支持し水平に広がる基底マットと、前記基底マットの上に配置されて前記原子炉圧力容器を気密に覆う内殻と、前記基底マットの上に配置されて前記内殻の水平方向外周を覆う気密の空間であるアウターウェルを形成する外殻と、を有する原子炉格納容器であって、前記内殻は、下端が基底マットに接続し、上端が少なくとも前記炉心の上端よりも高く、前記原子炉圧力容器の水平方向周囲を囲む第１の円筒状側壁と、前記原子炉圧力容器の上部を覆う上蓋と、前記上蓋の周囲と前記第１の円筒状側壁の上端部とを気密に接続する第１のトップスラブと、前記内殻内を、前記原子炉圧力容器が収納されたドライウェルと圧力抑制プールが収容されたウェットウェルとに仕切る仕切り壁と、前記仕切り壁を貫通して前記ドライウェルと前記圧力抑制プール内とを連絡するベント管と、を有し、前記外殻は、下端が前記基底マットに接続し、前記第１の円筒状側壁の外周を取り囲む第２の円筒状側壁と、前記第２の円筒状側壁の上端部付近と前記第１の円筒状側壁とを気密に接続する第２のトップスラブと、を有すること、を特徴とする。
【００１７】
また、本発明に係る原子力プラントは、炉心を収納する原子炉圧力容器の荷重を支持し水平に広がる基底マットと、前記基底マットの上に配置されて前記圧力容器を気密に覆う内殻と、前記基底マットの上に配置されて前記内殻の水平方向外周を覆う気密の空間であるアウターウェルを形成する外殻と、を有する原子炉格納容器を備えた原子力プラントであって、前記内殻は、下端が基底マットに接続し、上端が少なくとも前記炉心の上端よりも高く、前記原子炉圧力容器の水平方向周囲を囲む第１の円筒状側壁と、前記原子炉圧力容器の上部を覆う上蓋と、前記上蓋の周囲と前記第１の円筒状側壁の上端部とを気密に接続する第１のトップスラブと、前記内殻内を、前記原子炉圧力容器が収納されたドライウェルと圧力抑制プールが収容されたウェットウェルとに仕切る仕切り壁と、前記仕切り壁を貫通して前記ドライウェルと前記圧力抑制プール内とを連絡するベント管と、を有し、前記外殻は、下端が前記基底マットに接続し、前記第１の円筒状側壁の外周を取り囲む第２の円筒状側壁と、前記第２の円筒状側壁の上端部付近と前記第１の円筒状側壁とを気密に接続する第２のトップスラブと、を有すること、を特徴とする。
【発明の効果】
【００１８】
本発明によれば、原子炉事故時に炉心燃料から放出される粒子状放射性物質を、二重の閉じ込め機能により、外部動力電源に頼らずに原子炉格納容器の内部に閉じ込めることが可能になる。
【図面の簡単な説明】
【００１９】
【図１】本発明の第１の実施形態に係る原子炉格納容器を示す立面図。
【図２】本発明の第２の実施形態に係る原子炉格納容器を示す立面図。
【図３】本発明の第３の実施形態に係る原子炉格納容器を示す立面図。
【図４】本発明の第４の実施形態に係る原子炉格納容器を示す立面図。
【図５】本発明の第５の実施形態に係る原子力プラントを示す立面図。
【図６】従来のＡＢＷＲの原子炉格納容器の例を示す立面図。
【発明を実施するための形態】
【００２０】
本発明の実施形態を図１ないし図５に基づいて説明する。なお、図１ないし図５においては、前述の図６と同一部または類似の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要部のみを説明する。
【００２１】
［第１の実施形態］
図１により本発明による原子炉格納容器（ＣＶ）の第１の実施形態を説明する。図１は、本発明の第１の実施形態に係る原子炉格納容器を示す立面図である。
【００２２】
本発明の第１の実施形態が従来例と異なるおもな相違点は、原子炉格納容器３の筒状側壁を二重に設けたことにある。第１の円筒状側壁４ａの外周にこれを覆うように間隔をあけて第２の円筒状側壁４ｂを設置している。また、上部を覆う第２のトップスラブ５ｂを設置している。この第２の円筒状側壁４ｂと第２のトップスラブ５ｂも圧力バウンダリーを構成し、設計圧力は、たとえば、ゲージ圧で２．１１ｋｇ／ｃｍ２から３．１６ｋｇ／ｃｍ２程度である。第１の円筒状側壁４ａの上部は第１のトップスラブ５ａと上蓋６で覆われている。この部分の設計圧力は、たとえば、ゲージ圧で３．１６ｋｇ／ｃｍ２程度である。
【００２３】
第１の円筒状側壁４ａ、第１のトップスラブ５ａおよび上蓋６と、水平に広がる基底マット７のうちの第１の円筒状側壁４ａ、第１のトップスラブ５ａおよび上蓋６の真下の部分７ａで構成される構造物を内殻１７と呼ぶ。一方、第２の円筒状側壁４ｂおよび第２のトップスラブ５ｂと、基底マット７のうちの第２の円筒状側壁４ｂおよび第２のトップスラブ５ｂの真下の部分７ｂで構成される構造物を外殻１８と呼ぶ。さらに、第１の円筒状側壁４ａと第２のトップスラブ５ｂと第２の円筒状側壁４ｂの外面とこれらの直下の基底マット７の部分７ｂにより囲まれる空間をアウターウェル１９と呼ぶ。
【００２４】
図１は、第２のトップスラブ５ｂの位置が、第１のトップスラブ５ａの高さと同じ位置にある場合を示している。両者が第１の円筒状側壁４ａに両側から接合する例を示しているが、接合方法はこれに限定されない。たとえば、第２のトップスラブと第１のトップスラブが水平に接合され、その下部に第１の円筒状側壁４ａの上端を接合しても良い。また、三者の接合部を三者の連続的な共通部分として接合しても良い。
【００２５】
内殻１７の内部は、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）２を収納するドライウェル（ＤＷ）８とウェットウェル（圧力抑制室、ＷＷ）９とに区分けされている。原子炉圧力容器２はベッセルサポート１０によりベッセルスカート１１を介して支持されている。ベッセルサポート１０は円筒状のペデスタル３０を介して基底マット７により支持されている。即ち、原子炉圧力容器２の荷重は、最終的に基底マット７によって支持されている。
【００２６】
ドライウェル８のベッセルスカート１１よりも上の空間を上部ドライウェル１２と呼び、下の空間を下部ドライウェル１３と呼ぶ。この下部ドライウェル１３を円周状に取り囲むようにウェットウェル９が設置され、その内部に圧力抑制プール（ＳＰ）１４を貯えている。ドライウェル８とウェットウェル９は、ダイアフラムフロアー１６を含む仕切り壁によって仕切られている。ドライウェル８と圧力抑制プール１４はベント管１５により連結されている。
【００２７】
ドライウェル８とウェットウェル９は、全体で、第１の円筒状側壁４ａによって囲まれた円筒状の空間をなしている。第１の円筒状側壁４ａは、上部ドライウェル１２およびウェットウェル９の外壁を構成している。
【００２８】
なお、本実施形態では、原子炉圧力容器２とウェットウェル９の高さを従来のＡＢＷＲよりも少し増加し、炉心１の上端がダイアフラムフロアー１６の高さ以下になるようにしている。
【００２９】
ウェットウェル９の気相部とアウターウェル１９の間を連結する気相ベント管２０が設けられている。気相ベント管２０の入り口部には、隔離連通切り替え手段（ＩＣＳＳ）２１が設けられている。隔離連通切り替え手段２１は、原子炉の通常運転時は閉じていて、事故時に開くようになっている。隔離連通切り替え手段２１としては、たとえば、ラプチャーディスク、真空破壊弁、自動隔離弁等が利用可能である。
【００３０】
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り、作動後の隔離閉鎖機能はない。したがって、作動後は雰囲気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。
【００３１】
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等に使用されている。
【００３２】
自動隔離弁は電動弁や空気作動弁等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。
【００３３】
どの隔離連通切り替え手段を選択するかは設計上のオプションとなる。これらの隔離連通切り替え手段２１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。
【００３４】
したがって、これらの隔離連通切り替え手段２１は、原子炉が通常の運転中は隔離状態にあり、ウェットウェル９気相部とアウターウェル１９とは分離されている。ウェットウェル９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（ＬＯＣＡ）の場合も、これらの隔離連通切り替え手段２１は隔離状態に維持される。これにより、過渡事象や小規模な冷却材喪失事故を内殻１７の中に閉じ込めることができる。そのために、第１の筒状側壁４ａには、気相ベント管２０以外には開口部がないように構成される。
【００３５】
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９の気相部の圧力が上昇し、隔離連通切り替え手段２１の作動設定差圧に達すると隔離連通切り替え手段２１が開いて、ウェットウェル９の気相部とアウターウェル１９が連通される。これによりウェットウェル９気相部に蓄積する水素および窒素等の非凝縮性ガスによる内殻内１７の過大な圧力上昇を外殻１８内に放出し、原子炉格納容器３の圧力上昇を大幅に緩和できる。
【００３６】
さらに、過酷事故時には大量の水素が原子炉格納容器３の内部に放出されるので、空気雰囲気のままでは水素爆轟するおそれがある。このリスクを排除するために、原子炉格納容器３内部の雰囲気を、アウターウェル１９を含めて窒素で置換し通常の空気雰囲気よりも酸素濃度を低く維持する。
【００３７】
この実施形態で、図１では図示を省略しているが、第１のトップスラブ５ａおよび第２のトップスラブ５ｂの上には例えば燃料プール２７（図５参照）が配置され、また、上蓋６の上には水遮蔽２８（図５参照）が配置されている。
【００３８】
本実施形態では、過酷事故時の原子炉格納容器内圧力上昇を低く維持することが可能となる。アウターウェル１９の自由空間体積はウェットウェル９の自由空間体積のおよそ４倍程度となる。したがって、過酷事故時の原子炉格納容器圧力を従来の１／４程度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。
【００３９】
また、本実施形態によれば、隔離連通切り替え手段２１が開かない程度の小規模な事故の場合は、第１の円筒状側壁４ａと第２の円筒状側壁４ｂが二重に放射性物質の閉じ込めを行ない、環境への放射性物質の放出を抑制することができる。また、隔離連通切り替え手段２１が開く事故の場合には、内殻１７の内部とアウターウェル１９が均圧化されるので、第１の円筒状側壁４ａの内外差圧がほぼなくなり、ドライウェル８内に浮遊する粒子状放射性物質が第１の円筒状側壁４ａから直接漏洩することを防止できる。ドライウェル８内に浮遊する粒子状放射性物質は、ベント管１５を通って圧力抑制プール１４内に導かれ、圧力抑制プール水中に溶解するのでウェットウェル気相部にはごく微量のみが移行する。この微量の粒子状放射性物質は、隔離連通切り替え手段２１を通りアウターウェル１９に移行するが、外殻１８により閉じ込められるので、環境への漏洩をほとんどゼロに制限することができる。
【００４０】
過酷事故時には大量の水素がアウターウェル１９に移行するが、アウターウェル１９の雰囲気は窒素により置換され、酸素濃度を低く制限しているので水素爆轟が発生する可能性も排除される。
【００４１】
以上説明したように、この実施形態によれば、事故時に炉心燃料から放出される大量の粒子状放射性物質を二重の閉じ込め機能により原子炉格納容器の内部に閉じ込めることが可能になる。外部動力電源を使用せず、静的手段のみで放射性物質を原子炉格納容器の内部に閉じ込めることができるので、巨大地震等の自然災害により過酷事故が発生しても周辺住民の方の安全性は避難を行なうこと無く確保することが可能になる。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格納容器の圧力上昇を低く抑えることが可能になり、過酷事故状態が長期にわたり継続しても原子炉格納容器の過圧破損や過大漏洩の発生を防止可能になる。
【００４２】
［第２の実施形態］
図２は、本発明の第２の実施形態に係る原子炉格納容器を示す立面図である。この実施形態では、第２の円筒状側壁４ｂの上端が第１の円筒状側壁４ａの上端よりも低く、第２のトップスラブ５ｂは第１のトップスラブ５ａよりも低い位置で水平に広がっている。図２に示す例では、第２のトップスラブ５ｂは、第１の円筒状側壁４ａに接合される。ただし、接合部は両者の共通部分として構成しても良い。
【００４３】
第１のトップスラブ５ａおよび第２のトップスラブ５ｂの上に燃料プール２７（図５）を配置する場合に、この実施形態においては、燃料プール２７のうちで、第２のトップスラブ５ｂの上の部分の水深を第１のトップスラブ５ａの上の部分よりも深くすることができる。
【００４４】
［第３の実施形態］
図３は、本発明の第３の実施形態に係る原子炉格納容器を示す立面図である。この実施形態では、アウターウェル１９の一部を耐圧性の隔壁２２で区画して、空気雰囲気の機器室２３を設置している。機器室２３内には、たとえば残留熱除去系熱交換器や各種電気設備のパネルなどの機器を設置することができる。その他の構成は第１の実施形態と同様である。
【００４５】
アウターウェル１９の体積は十分に大きいので、一部を機器室２３に使用することが可能である。特に、圧力抑制プール１４の外側は圧力抑制プール水の水封機能があり、粒子状放射性物質は漏洩しないので、この部分を機器室２３に使用することが有効である。さらに、この実施形態でも第１の実施形態と同様の効果を得ることができる。
【００４６】
［第４の実施形態］
図４は、本発明の第４の実施形態に係る原子炉格納容器を示す立面図である。この実施形態では、アウターウェル１９の下部にアウタープール２４を設け、気相ベント管２０の先端をアウタープール２４の水中に導き、さらに、気相ベント管２０の先端部分にスクラビングノズル２５を設置している。その他の構成は第１の実施形態と同様である。
【００４７】
スクラビングノズル２５は、たとえばベンチュリーノズルである。ベンチュリーノズルは、たとえばスウェーデンのＢＷＲプラントの過酷事故対策であるＦＩＬＴＲＡ ＭＶＳＳのスクラビングノズルと同様のものを採用してもよい。
【００４８】
なお、アウタープール２４は、圧力抑制プール１４とは、第１の円筒状側壁４ａによって分離され、両者の間で水の環流および混入が発生しないようになっている。
【００４９】
この実施形態によれば、原子炉事故時に隔離連通切り替え手段２１が開放されると、ウェットウェル９内の高圧の気体が気相ベント管２０を通ってアウタープール２４の水中に導かれる。このとき、スクラビングノズル２５により、アウタープール２４の水中に微細な気泡が発生し、ウェットウェル９の気相部にごくわずかに浮遊する粒子状放射性物質がアウタープール２４内のプール水中に溶解する。
【００５０】
この第４の実施形態によれば、第１の実施形態の効果が得られるのみならず、粒子状放射性物質がアウターウェル１９から外部に漏洩するのをさらに抑制することができる。
【００５１】
なお、アウタープール２４のプール水中にヨウ素の溶存性を高める薬剤、たとえば苛性ソーダを混入しておくこともできる。これにより、放射性ヨウ素をより確実にアウタープール２４内のプール水中に溶解させることができる。
【００５２】
また、アウタープール２４のプール水中に非放射性のヨウ素を混入しておくこともできる。この場合、放射性ヨウ素がアウタープール２４のプール水中に流入すると、放射性の有機ヨウ素と置換反応が行なわれ、放射性有機ヨウ素を効率良く除去することができる。
【００５３】
［第５の実施形態］
図５は、本発明の第５の実施形態に係る原子力プラントを示す立面図である。
【００５４】
本実施形態においては、たとえば第２の実施形態（図２）の原子炉格納容器３の第２の円筒状側壁４ｂおよび第２のトップスラブ５ｂを基底として、航空機落下対策の上部防護壁２６を原子炉格納容器の上部を覆う形状で設置している。ただし、図５では気相ベント管２０などの図示は省略している。上部防護壁２６は原子炉格納容器３を構成しないので耐圧性は不要である。
【００５５】
また、この実施形態では、第１のトップスラブ５ａおよび第２のトップスラブ５ｂの上に燃料プール２７が配置され、上蓋６の上に水遮蔽２８が配置されている。燃料プール２７および水遮蔽２８は上部防護壁２６の内側にある。
【００５６】
この実施形態によれば、原子炉格納容器３のトップスラブ５ａ，５ｂ上に設置される静的安全系（図示せず。）や燃料プール２７を航空機落下事故から防護することが可能になる。
【００５７】
従来から提案されている航空機落下対策の防護壁は、基底マット７から立ち上がり原子炉格納容器３の外周全体を覆うように設置される（たとえば、二重格納容器）。しかし、本実施形態では、第２の円筒状側壁４ｂを利用してその上に設置するので、コストと物量の大幅な削減が可能になる。第２の円筒状側壁４ｂは耐圧構造壁であるため、それ自体に航空機落下対策用の防護壁としての機能があり、新たに側壁部分を防護する防護壁を別途設ける必要がない。すなわち、本実施形態によれば、原子炉格納容器３自体が外殻１８によって防護されるので、新たに側壁部分の防護壁を設ける必要がない。
【００５８】
［他の実施形態］
以上説明した各実施形態は単なる例示であって、本発明はこれらに限定されるものではない。
【００５９】
たとえば、各実施形態の特徴を種々に組み合わせることもできる。さらに具体的には、第５の実施形態は第２の実施形態の原子炉格納容器に上部防護壁２６などを追加したものとしたが、第１、第３、第４の実施形態の原子炉格納容器に上部防護壁を追加することもできる。
【００６０】
また、第１、第２、第３および第５の実施形態で、気相ベント管２０を設けない構成も可能である。
【符号の説明】
【００６１】
１…炉心、２…原子炉圧力容器（ＲＰＶ）、３…原子炉格納容器（ＣＶ）、４…円筒状側壁、４ａ…第１の円筒状側壁、４ｂ…第２の円筒状側壁、５…トップスラブ、５ａ…第１のトップスラブ、５ｂ…第２のトップスラブ、６…上蓋、７…基底マット、８…ドライウェル（ＤＷ）、９…ウェットウェル（圧力抑制室、ＷＷ）、１０…ベッセルサポート、１１…ベッセルスカート、１２…上部ＤＷ、１３…下部ＤＷ、１４…圧力抑制プール（ＳＰ）、１５…ベント管、１６…ダイアフラムフロアー、１７…内殻、１８…外殻、１９…アウターウェル、２０…気相ベント管、２１…隔離連通切り替え手段（ＩＣＳＳ）、２２…隔壁、２３…機器室、２４…アウタープール、２５…スクラビングノズル、２６…上部防護壁、２７…燃料プール、２８…水遮蔽、３０…ペデスタル
【特許請求の範囲】
【請求項１】
炉心を収納する原子炉圧力容器の荷重を支持し水平に広がる基底マットと、
前記基底マットの上に配置されて前記原子炉圧力容器を気密に覆う内殻と、
前記基底マットの上に配置されて前記内殻の水平方向外周を気密に覆う外殻と、
を有する原子炉格納容器であって、
前記内殻は、
下端は前記基底マットに接続し、上端は少なくとも前記炉心の上端よりも高く、前記原子炉圧力容器の水平方向周囲を囲む第１の円筒状側壁と、
前記原子炉圧力容器の上部を覆う上蓋と、
前記上蓋の周囲と前記第１の円筒状側壁の上端部とを気密に接続する第１のトップスラブと、
前記第１の円筒状側壁の一部を構成し、前記原子炉圧力容器を収納するドライウェルと、
前記第１の円筒状側壁の一部を構成し前記ドライウェルとベント管で接続された圧力抑制プールを収容するウェットウェルと、
を有し、
前記外殻は、
下端が前記基底マットに接続し、前記第１の円筒状側壁の外周を囲む第２の円筒状側壁と、
前記第２の円筒状側壁の上端と前記内殻とを気密に接続する第２のトップスラブと、
前記第２の円筒状側壁と前記第２のトップスラブと前記基底マットで気密に囲まれた空間であるアウターウェルと、
を有すること、を特徴とする原子炉格納容器。
【請求項２】
前記ウェットウェルの気相部と前記アウターウェルの間を連結する気相ベント管と、
前記気相ベント管に設けられて、原子炉通常運転時は閉じていて原子炉事故時に開放可能な隔離連通切り替え手段と、
を有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】
原子炉通常運転時に前記ドライウェル内およびウェットウェル内の雰囲気およびアウターウェルの少なくとも一部の空間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ことを特徴とする請求項１または請求項２に記載の原子炉格納容器。
【請求項４】
前記アウターウェルの一部が区画されて空気雰囲気の機器室が形成され、前記機器室以外のアウターウェル内の原子炉通常運転時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ことを特徴とする請求項３に記載の原子炉格納容器。
【請求項５】
前記アウターウェルにプール水を蓄えたアウタープールを設けたことを特徴とする請求項１ないし請求項４のいずれか一項に記載の原子炉格納容器。
【請求項６】
前記気相ベント管の先端が前記アウタープール内のプール水中に配置されていることを特徴とする請求項５に記載の原子炉格納容器。
【請求項７】
前記気相ベント管の先端にスクラビングノズルが設けられていることを特徴とする請求項６に記載の原子炉格納容器。
【請求項８】
前記アウターウェルのプール水に、放射性ヨウ素の溶存性を高める薬剤が混入されていることを特徴とする請求項５ないし請求項７のいずれか一項に記載の原子炉格納容器。
【請求項９】
前記アウターウェルのプール水に、非放射性ヨウ素が混入されていることを特徴とする請求項５ないし請求項８のいずれか一項に記載の原子炉格納容器。
【請求項１０】
炉心を収納すると原子炉圧力容器の荷重を支持し水平に広がる基底マットと、
前記基底マットの上に配置されて前記圧力容器を気密に覆う内殻と、
前記基底マットの上に配置されて前記内殻の水平方向外周を気密に覆う外殻と、
を有する原子炉格納容器を備えた原子力プラントであって、
前記内殻は、
下端は前記基底マットに接続し、上端は少なくとも前記炉心の上端よりも高く、前記原子炉圧力容器の水平方向周囲を囲む第１の円筒状側壁と、
前記原子炉圧力容器の上部を覆う上蓋と、
前記上蓋の周囲と前記第１の円筒状側壁の上端部とを気密に接続する第１のトップスラブと、
前記第１の円筒状側壁の一部を構成し、前記原子炉圧力容器を収納するドライウェルと、
前記第１の円筒状側壁の一部を構成し前記ドライウェルとベント管で接続された圧力抑制プールを収容するウェットウェルと、
を有し、
前記外殻は、
下端が前記基底マットに接続し、前記第１の円筒状側壁の外周を囲む第２の円筒状側壁と、
前記第２の円筒状側壁の上端と前記内殻とを気密に接続する第２のトップスラブと、
前記第２の円筒状側壁と前記第２のトップスラブと前記基底マットで気密に囲まれた空間であるアウターウェルと、
を有すること、を特徴とする原子力プラント。
【請求項１１】
前記第１および第２のトップスラブの上に燃料プールが配置されていることを特徴とする請求項１０に記載の原子力プラント。
【請求項１２】
前記原子炉格納容器の上方を覆う上部防護壁を設けたことを特徴とする請求項１０または請求項１１に記載の原子力プラント。
【請求項１】
炉心を収納する原子炉圧力容器の荷重を支持し水平に広がる基底マットと、
前記基底マットの上に配置されて前記原子炉圧力容器を気密に覆う内殻と、
前記基底マットの上に配置されて前記内殻の水平方向外周を気密に覆う外殻と、
を有する原子炉格納容器であって、
前記内殻は、
下端は前記基底マットに接続し、上端は少なくとも前記炉心の上端よりも高く、前記原子炉圧力容器の水平方向周囲を囲む第１の円筒状側壁と、
前記原子炉圧力容器の上部を覆う上蓋と、
前記上蓋の周囲と前記第１の円筒状側壁の上端部とを気密に接続する第１のトップスラブと、
前記第１の円筒状側壁の一部を構成し、前記原子炉圧力容器を収納するドライウェルと、
前記第１の円筒状側壁の一部を構成し前記ドライウェルとベント管で接続された圧力抑制プールを収容するウェットウェルと、
を有し、
前記外殻は、
下端が前記基底マットに接続し、前記第１の円筒状側壁の外周を囲む第２の円筒状側壁と、
前記第２の円筒状側壁の上端と前記内殻とを気密に接続する第２のトップスラブと、
前記第２の円筒状側壁と前記第２のトップスラブと前記基底マットで気密に囲まれた空間であるアウターウェルと、
を有すること、を特徴とする原子炉格納容器。
【請求項２】
前記ウェットウェルの気相部と前記アウターウェルの間を連結する気相ベント管と、
前記気相ベント管に設けられて、原子炉通常運転時は閉じていて原子炉事故時に開放可能な隔離連通切り替え手段と、
を有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】
原子炉通常運転時に前記ドライウェル内およびウェットウェル内の雰囲気およびアウターウェルの少なくとも一部の空間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ことを特徴とする請求項１または請求項２に記載の原子炉格納容器。
【請求項４】
前記アウターウェルの一部が区画されて空気雰囲気の機器室が形成され、前記機器室以外のアウターウェル内の原子炉通常運転時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ことを特徴とする請求項３に記載の原子炉格納容器。
【請求項５】
前記アウターウェルにプール水を蓄えたアウタープールを設けたことを特徴とする請求項１ないし請求項４のいずれか一項に記載の原子炉格納容器。
【請求項６】
前記気相ベント管の先端が前記アウタープール内のプール水中に配置されていることを特徴とする請求項５に記載の原子炉格納容器。
【請求項７】
前記気相ベント管の先端にスクラビングノズルが設けられていることを特徴とする請求項６に記載の原子炉格納容器。
【請求項８】
前記アウターウェルのプール水に、放射性ヨウ素の溶存性を高める薬剤が混入されていることを特徴とする請求項５ないし請求項７のいずれか一項に記載の原子炉格納容器。
【請求項９】
前記アウターウェルのプール水に、非放射性ヨウ素が混入されていることを特徴とする請求項５ないし請求項８のいずれか一項に記載の原子炉格納容器。
【請求項１０】
炉心を収納すると原子炉圧力容器の荷重を支持し水平に広がる基底マットと、
前記基底マットの上に配置されて前記圧力容器を気密に覆う内殻と、
前記基底マットの上に配置されて前記内殻の水平方向外周を気密に覆う外殻と、
を有する原子炉格納容器を備えた原子力プラントであって、
前記内殻は、
下端は前記基底マットに接続し、上端は少なくとも前記炉心の上端よりも高く、前記原子炉圧力容器の水平方向周囲を囲む第１の円筒状側壁と、
前記原子炉圧力容器の上部を覆う上蓋と、
前記上蓋の周囲と前記第１の円筒状側壁の上端部とを気密に接続する第１のトップスラブと、
前記第１の円筒状側壁の一部を構成し、前記原子炉圧力容器を収納するドライウェルと、
前記第１の円筒状側壁の一部を構成し前記ドライウェルとベント管で接続された圧力抑制プールを収容するウェットウェルと、
を有し、
前記外殻は、
下端が前記基底マットに接続し、前記第１の円筒状側壁の外周を囲む第２の円筒状側壁と、
前記第２の円筒状側壁の上端と前記内殻とを気密に接続する第２のトップスラブと、
前記第２の円筒状側壁と前記第２のトップスラブと前記基底マットで気密に囲まれた空間であるアウターウェルと、
を有すること、を特徴とする原子力プラント。
【請求項１１】
前記第１および第２のトップスラブの上に燃料プールが配置されていることを特徴とする請求項１０に記載の原子力プラント。
【請求項１２】
前記原子炉格納容器の上方を覆う上部防護壁を設けたことを特徴とする請求項１０または請求項１１に記載の原子力プラント。
【図１】
【図２】
【図３】
【図４】
【図５】
【図６】
【図２】
【図３】
【図４】
【図５】
【図６】
【公開番号】特開２０１２−１１７８２１（Ｐ２０１２−１１７８２１Ａ）
【公開日】平成２４年６月２１日（２０１２．６．２１）
【国際特許分類】
【出願番号】特願２０１０−２６４９６８（Ｐ２０１０−２６４９６８）
【出願日】平成２２年１１月２９日（２０１０．１１．２９）
【出願人】（０００００３０７８）株式会社東芝 (54,554)
【Ｆターム（参考）】
【公開日】平成２４年６月２１日（２０１２．６．２１）
【国際特許分類】
【出願日】平成２２年１１月２９日（２０１０．１１．２９）
【出願人】（０００００３０７８）株式会社東芝 (54,554)
【Ｆターム（参考）】
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