原子炉格納設備
【課題】鋼板コンクリート構造を利用した場合にも鋼板の熱伸びを抑制することができる原子炉格納設備を提供する。
【解決手段】原子炉圧力容器１と、原子炉圧力容器１を内部に保持する鋼板コンクリート構造の原子炉格納容器内部構造物２と、原子炉格納容器内部構造物２の上部全面を覆うように設けられた複数のプールである復水貯蔵プール３ａ，３ｂ、原子炉ウェル７、機器仮置きプール８、及び使用済み燃料プール９と、原子炉格納容器内部構造物２を外側から覆う原子炉格納容器４とを備え、復水貯蔵プール３ａ，３ｂの上部に床部３５ａ，３５ｂを設ける。
【解決手段】原子炉圧力容器１と、原子炉圧力容器１を内部に保持する鋼板コンクリート構造の原子炉格納容器内部構造物２と、原子炉格納容器内部構造物２の上部全面を覆うように設けられた複数のプールである復水貯蔵プール３ａ，３ｂ、原子炉ウェル７、機器仮置きプール８、及び使用済み燃料プール９と、原子炉格納容器内部構造物２を外側から覆う原子炉格納容器４とを備え、復水貯蔵プール３ａ，３ｂの上部に床部３５ａ，３５ｂを設ける。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は原子力プラントの原子炉を格納する原子炉格納設備に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子炉の一種である沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）には、大別すると、ＢＷＲ改良の系列（「従来型ＢＷＲ」とする）と改良型ＢＷＲ（ＡＢＷＲ）がある。米国で初めて商用発電炉として建設されたＢＷＲ（Ｄｒｅｓｄｅｎ１号機（１９６０年７月全出力運転））は、ＢＷＲ−Ｉ型である。このＢＷＲ−Ｉ型は、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）のような二重サイクルと、乾式原子炉格納容器を有している。一方、ＢＷＲ−ＩＩ型以降は、炉心の出力密度を下げることによって小型化され、蒸気ドラムを原子炉容器内に格納することによって単純化し直接サイクル化され、さらに非常用炉心冷却設備（ＥＣＣＳ）が多重化された。従来型ＢＷＲは、原子炉格納容器を圧力抑制プール型とすることによって小型化され、ほぼ現在のＢＷＲの構成となった。そして、このＢＷＲには更に改良が重ねられ、ＡＢＷＲとなった。
【０００３】
また、この際、原子炉格納容器の形状は、ドライウェルと圧力抑制プールを分割したもの（ＭＡＲＫ−Ｉ型ＰＣＶ）から、ＰＣＶドライウェルと圧力抑制プールを一体型とし上下に配置したもの（ＭＡＲＫ−ＩＩ型ＰＣＶ）を経て、ドライウェルと圧力抑制プールが分割され、円筒形の鉄筋コンクリート製格納容器を有するもの（ＡＢＷＲ型ＲＣＣＶ）に変化してきた。
【０００４】
そして、これに更に改良を加えた原子炉格納設備として、原子炉包囲外側容器内に設けられた鋼製の原子炉格納容器と、この原子炉格納容器内に設けられた鉄筋コンクリート構造（ＲＣ構造）の原子炉格納容器内部構造物と、この原子炉格納容器内部構造物の内部に設けられた圧力抑制プールと、原子炉格納容器内部構造物と原子炉包囲外側容器の間に形成されるギャップ（間隙）に設けられた外側圧力抑制プールを備えたものが提案されている（特許文献１等参照）。
【０００５】
【特許文献１】特開２００４−８５２３４号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００６】
ところで、上記の特許文献１の原子炉格納容器内部構造物も含め、ＲＣ構造部分を有する原子炉格納設備を構築するには、通常、多量の鉄筋を構築現場に搬入して組み立てる作業（配筋工事）や、コンクリート打設用の型枠の組立て及び撤去作業（型枠工事）を行う必要がある。その結果、どうしても建設工事の工程が長くなってしまい、工期短縮の際の障害となっていた。
【０００７】
こうした背景の下、近年、ＲＣ構造に代替する構造として、鋼板コンクリート構造（ＳＣ構造）が注目されている。ＳＣ構造における鋼板は、ＲＣ構造における鉄筋に代わる強度部材としてだけでなく、コンクリート打設時の型枠としても利用できる。したがって、ＳＣ構造を利用すれば、ＲＣ構造と比較して配筋工事及び型枠工事が不要となる分だけ建設工期の短縮を図ることができる。
【０００８】
しかし、原子炉格納容器内部構造物をＳＣ構造で構築すると、非常時に内部温度が上昇した場合に、鋼板部分とコンクリート部分の間で熱伸び差が生じ、鋼板部分とコンクリート部分を結合している部材（スタッド）が熱伸びによる応力で塑性変形する懸念がある。
【０００９】
本発明の目的は鋼板コンクリート構造を利用した場合にも鋼板の熱伸びを抑制することができる原子炉格納設備を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１０】
（１）本発明は、上記目的を達成するために、原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器を内部に保持する鋼板コンクリート構造の原子炉格納容器内部構造物と、この原子炉格納容器内部構造物の上部全面を覆うように設けられ、水が張られた複数のプールと、この複数のプールうち少なくとも一部のプールの上部に設けられた床部と、前記原子炉格納容器内部構造物を外側から覆う原子炉格納容器とを備える。
【００１１】
これにより、前記複数のプールの自重と前記複数のプールに満たされた水の荷重によって前記原子炉格納容器内部構造物が上方から押さえつけられるので、非常時に前記原子炉格納容器内部構造物の内部温度が上昇しても、前記複数のプールの荷重によって鋼板コンクリート構造の鋼板部の熱伸びを抑制することができる。
【００１２】
（２）上記（１）は、好ましくは、前記複数のプールが、前記原子炉圧力容器の上方に設けられた原子炉ウェルと、この原子炉ウェルの隣りに設けられた機器仮置きプールと、前記原子炉ウェルの隣りに設けられた使用済み燃料プールと、その他の部分に設けられ少なくとも１つの復水貯蔵プールとを有し、前記床部が、前記復水貯蔵プールの上部に設けられている。
【００１３】
（３）上記（２）は、好ましくは、前記復水貯蔵プールが、複数設けられており、前記原子炉ウェルを中心に対称配置されている。
【００１４】
（４）上記（１）は、好ましくは、前記複数のプールが、前記原子炉圧力容器の上方に設けられた原子炉ウェルと、この原子炉ウェルを挟んで互いに対向して配置された機器仮置きプール及び使用済み燃料プールと、前記原子炉ウェル及び前記機器仮置きプール及び前記使用済み燃料プールを挟んで互いに対向して配置され、上部に床部が設けられた２つの復水貯蔵プールとから成る。
【００１５】
（５）上記（１）は、好ましくは、前記床部がコンクリート製である。
【００１６】
（６）上記（１）は、好ましくは、前記原子炉格納容器内部構造物は、内部側面に断熱材が取り付けられている。
【００１７】
（７）また、本発明は、上記目的を達成するために、原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器を内部に保持する鋼板コンクリート構造の原子炉格納容器内部構造物と、この原子炉格納容器内部構造物の上部全面を覆うように設けられ、水が張られた複数のプールと、この複数のプールうち少なくとも一部のプールの上部に設けられた床部と、前記原子炉格納容器内部構造物の内部に設けられた圧力抑制プールと、前記原子炉格納容器内部構造物を外側から覆うように前記原子炉格納容器内部構造物と間隙を介して設けられ、熱伝導性素材で形成された原子炉格納容器と、この原子炉格納容器と前記原子炉格納容器内部構造物の間に設けられ、前記圧力抑制プールと連通している外側圧力抑制プールと、前記原子炉格納容器と間隙を介して設けられた原子炉包囲外側容器とを備える。
【００１８】
（８）本発明は、上記目的を達成するために、原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器を内部に保持する内部側面に断熱材が取り付けられている鋼板コンクリート構造の原子炉格納容器内部構造物と、この原子炉格納容器内部構造物の内部に設けられた圧力抑制プールと、前記原子炉格納容器内部構造物を外側から覆うように前記原子炉格納容器内部構造物と間隙を介して設けられ、熱伝導性素材で形成された原子炉格納容器と、この原子炉格納容器と前記原子炉格納容器内部構造物の間に設けられ、前記圧力抑制プールと連通している外側圧力抑制プールと、前記原子炉格納容器と間隙を介して設けられた原子炉包囲外側容器とを備える。
【発明の効果】
【００１９】
本発明によれば、原子炉格納設備に鋼板コンクリート構造を利用した場合にも鋼板の熱伸びを抑制することができるので、原子炉格納設備の信頼性及び安全性を確保しつつ建設工期を短縮することができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００２０】
以下、本発明の実施の形態を図面を用いて説明する。
【００２１】
図１は本発明の実施の形態である原子炉格納設備の横断面図（図３中のI-I断面図）であり、図２は図１に示した原子炉格納設備の縦断面図（図３中のII-II断面図）であり、図３は図１中のIII-III断面図である。
【００２２】
これらの図に示す原子炉格納設備は、原子炉圧力容器１と、原子炉圧力容器１を保持する原子炉格納容器内部構造物（内部構造物）２と、内部構造物２の上部に設けられた復水貯蔵プール３（３ａ，３ｂ）と、内部構造物２を外側から覆う原子炉格納容器４と、内部構造物２と原子炉格納容器４の間に設けられた外側圧力抑制プール５と、原子炉格納容器４の外側に設けられた原子炉包囲外側容器６を主に備えている。この原子炉格納設備は、岩盤に設置されたマット３０上に設置されている。
【００２３】
原子炉圧力容器１は、核分裂によって発生する熱エネルギーで水を沸騰させて蒸気を発生させるもので、ドライヤ（蒸気乾燥器）とセパレータ（気水分離器）（ともに図示せず）等を内包している。原子炉圧力容器１にはタービン建屋（図示せず）と接続された主蒸気配管１０が取り付けられており、原子炉圧力容器１内で発生した蒸気は主蒸気配管１０を介してタービン建屋に供給されている。
【００２４】
原子炉格納容器内部構造物（内部構造物）２は、原子炉圧力容器１を内部に保持するもので、主に鋼板部１５とコンクリート部１６から成る鋼板コンクリート構造（ＳＣ構造）で形成されている。鋼板部１５は、内部構造物２の外部側面（原子炉格納容器４側）と内部側面（原子炉圧力容器１側）の両側面に配されており、強度部材としてだけでなく、施工時にコンクリート部１６を形成する型枠としても利用される。これにより型枠工事等の手間が削減されるので、鉄筋コンクリート構造（ＲＣ構造）を利用する場合と比較して建設工期の短縮を図ることができる。また、鋼板部１５とコンクリート部１６とはスタッド（結合部材）（図示せず）によって結合されており、このスタッドは内部構造物２の強度を向上させている。なお、このスタッドのピッチ（設置間隔）を小さくすると、各スタッドにかかる応力が低減するので、鋼板部１５とコンクリート部１６の熱伸び差の発生が抑制される。
【００２５】
内部構造物２の内部側面を構成する鋼板部１５のさらに内側（原子炉圧力容器１側）には、断熱材１７が取り付けられている。この断熱材１７は、原子炉圧力容器１内で核分裂を発生させた際に生じる熱エネルギーがＳＣ構造の鋼板部１５に伝達することを軽減するもので、内部構造物２の鋼板部１５の熱伸びを抑制する。
【００２６】
内部構造物２の内部には、原子炉本体基礎１８と、ダイアフラムフロア１９が設けられている。原子炉本体基礎１８は、原子炉圧力容器１を支持しており、マット３０の上部に設けられている。ダイアフラムフロア１９は、内部構造物２の内部を上部ドライウェル２０と下部ドライウェル２１及び圧力抑制室２２とに分割している。なお、本実施の形態における、原子炉本体基礎１８及びダイアフラムフロア１９は、ＲＣ構造であるが、内部構造物２と同様にＳＣ構造としても良い。ＳＣ構造を利用すれば、更なる工期の短縮を図ることができる。
【００２７】
上部ドライウェル２０は、原子炉圧力容器１の周囲に設けられた空間で、主蒸気配管１０と、原子炉圧力容器１に給水する給水配管１１と、主蒸気配管１０に取り付けられた主蒸気逃がし安全弁１２及び主蒸気隔離弁１３等が設置されている。
【００２８】
下部ドライウェル２１は、原子炉圧力容器１の下方に設けられた空間で、原子炉圧力容器１の下部に設けられた制御棒駆動機構２５及び原子炉冷却材再循環ポンプ２６が主に設置されている。
【００２９】
圧力抑制室２２は、下部ドライウェル２１の周囲に配置された空間で、冷却水が蓄えられた圧力抑制プール２７と、この上方に位置するウェットウェル２８からなっている。圧力抑制室２２は、主蒸気配管１０の破断などの事故が発生した場合に上部ドライウェル２０に充満する蒸気等が導かれるもので、圧力抑制機能を有している。
【００３０】
なお、上記の上部ドライウェル２０、下部ドライウェル２１、及び圧力抑制室２２は、通常運転中は不活性ガス（例えば、窒素）で満たされており、火災等の発生を防止できるようになっている。
【００３１】
内部構造物２の上部、すなわち原子炉圧力容器１と上部ドライウェル２０の上方には、復水貯蔵プール３ａ，３ｂと、原子炉ウェル７と、機器仮置きプール８と、使用済み燃料プール９が設けられている。内部構造物２の上部は、これら複数のプール３，７，８，９によって全面覆われている。これら複数のプール３，７，８，９は、内部構造物２を上方から押さえつける荷重として作用している。
【００３２】
原子炉ウェル７は、運転時及び定期検査時に関わらず水が張られた状態（常時水張り状態）で保持されたプールで、原子炉圧力容器１の上方に設けられている。定期検査のために、原子炉圧力容器１内部の検査や、原子炉圧力容器１内の燃料集合体（図示せず）の取替等を行う際には、この原子炉ウェル７を介して、原子炉圧力容器１が格納されている容器の蓋であるＰＣＶヘッド４１と、原子炉圧力容器１の蓋であるＲＰＶヘッド４２と、ＲＰＶヘッド４２を保温するＲＰＶヘッド保温材４３（図４参照）等を取り外し、原子炉圧力容器１を開放する。
【００３３】
機器仮置きプール８は、常時水張り状態に保持されたプールで、原子炉圧力容器１の隣りに設けられている。定期検査時には、原子炉圧力容器１内の蒸気にさらされて線量が高くなっている機器（例えば、ドライヤとセパレータ）が放射線の遮蔽のためにこのプール８内に仮置きされる。一般的な機器仮置きプールは、こうした用途から定期検査時のみに水を張って使用されることが多いが、本実施の形態のものは、より多くの荷重を内部構造物２に掛けるために常時水張り状態となっている。なお、機器仮置きプール８には、プール内に常時張られる水を浄化するために、水浄化設備（図示せず）を設けることが好ましい。
【００３４】
使用済み燃料プール９は、常時水張り状態に保持されたプールで、原子炉圧力容器１の隣りに設けられ、かつ、原子炉ウェル７を挟んで機器仮置きプール８と互いに対向するように配置されている。この使用済み燃料プール９には使用済み燃料が保管されており、使用済み燃料から放射される放射線が遮蔽されている。
【００３５】
なお、原子炉ウェル７、機器仮置きプール８、及び使用済み燃料プール９は、本実施の形態のように、原子炉ウェル７の隣りに機器仮置きプール８及び使用済み燃料プール９を配置すると良い。このように配置すれば、原子炉圧力容器１内から取り出した機器や使用済み燃料を容易に各プール８，９に移動させることができるからである。また更に好ましくは、原子炉ウェル７を中心に配置し、機器仮置きプール７と使用済み燃料プール９が原子炉ウェル７を挟んで互いに対向するように配置すると良い。このように原子炉ウェル７、機器仮置きプール８、及び使用済み燃料プール９を直線配置すれば、これらの上部を直線移動する燃料取替機を設置することができるので、燃料取替の作業効率を向上させることができるからである。
【００３６】
復水貯蔵プール３ａ，３ｂは、常時水張り状態に保持された２つのプールで、原子炉ウェル７、機器仮置きプール８、及び使用済み燃料プール９を挟んで互いに対向して配置されている。復水貯蔵プール３ａ，３ｂの外部側面は、図１及び図２に示すように、内部構造物２の外部側面を上方にそのまま延長して形成されている。なお、これに限らず、内部構造物２に対して更に荷重を掛けるために、複数のプール３，７，８，９で構成される外部側面の径が内部構造物２の外部側面の径より大きくなるように上記各プール３，７，８，９を設けても良い。
【００３７】
また、復水貯蔵プール３ａ，３ｂは、復水貯蔵プール３ａ，３ｂの上部開口部を覆う蓋のように取り付けられたＲＣ構造の床部３５ａ，３５ｂを有している。床部３５ａ，３５ｂの上面は、原子炉ウェル７、機器仮置きプール８、及び使用済み燃料プール９の水面の上方に位置しており、運転時及び定期検査時に機器が配置されるスペースとして利用される。なお、床部３５ａ，３５ｂは、復水貯蔵プール３ａ，３ｂと一体化させて床スラブ状に形成しても良いし、復水貯蔵プール３ａ，３ｂ用の取り外し可能な蓋として形成しても良い。また、本実施の形態では復水貯蔵プール３ａ，３ｂの両方に床部を設けているが、機器配置スペースとして使用する空間が確保できれば、一方の復水貯蔵プール３ａ（又は３ｂ）に床部３５ａ（又は３５ｂ）を設けるだけでも良いし、復水貯蔵プール３ａ（又は３ｂ）の一部に床部を設けるように構成しても良い。次に、定期検査時における床部３５ａ，３５ｂの使用形態の一例を図４を用いて説明する。
【００３８】
図４は本実施の形態である原子炉格納設備における定期検査時のIII-III断面図である。なお、先の図面と同じ部分には同じ符号を付して説明は省略する。
この図において、床部３５ａ，３５ｂには、ＰＣＶヘッド４１と、ＲＰＶヘッド４２と、ＲＰＶヘッド保温材４３と、ＭＳラインプラグ４４と、ドライヤセパレータスリング４５が載置されている。
【００３９】
ＭＳラインプラグ４４は、定期検査時に原子炉圧力容器１から主蒸気配管（ＭＳ配管）１０に水が侵入しないように蓋をするために用いるものである。また、ドライヤセパレータスリング４５は、定期検査時に原子炉圧力容器１内のドライヤとセパレータを機器仮置きプール８に移動するために用いるものである。これらＭＳラインプラグ４４及びドライヤセパレータスリング４５は、運転中に床部３５ａ（又は３５ｂ）に置かれる。定期検査時の床部３５ａ，３５ｂには、ＰＣＶヘッド４１と、ＲＰＶヘッド４２と、ＲＰＶヘッド保温材４３が仮置きされる。この際、燃料交換を行う必要がある場合には、ドライヤセパレータスリング４５を利用してドライヤとセパレータを機器仮置きプール８に移動する。
【００４０】
図１及び図２に戻り、原子炉格納容器４は、内部で発生する気体に対する耐圧・耐漏洩機能を有し、かつ、コンクリートより良好な熱導電率を有する熱伝導性素材（例えば、鋼）で形成されたドーム状の容器であり、内部構造物２と間隔を介して設けられている。また、原子炉包囲外側容器６は、原子炉格納容器４を包囲するもので、コンクリートで形成されている。
【００４１】
原子炉格納容器４と内部構造物２の間隙には環状の空間３７が形成されている。内部構造物２の壁面には連通孔３８，３９が設けられており、環状空間３７と圧力抑制室２２とを連絡している。連通孔３８は、通常時における圧力抑制プール２７の水面よりも下方に設けられた孔であり、できるだけ圧力抑制室２２の底部（プール底）に近接して配置されている。連通孔３９は、通常時における圧力抑制プール２７の水面よりも上方に設けられた孔であり、非常時に増水した圧力抑制プール２７の水面よりも低い位置に配置されている。通常時において、圧力抑制プール２７の冷却水は連通孔３８を介して環状空間３７の底部に導かれており、この冷却水によって環状空間３７の底部に外側圧力抑制プール５が形成されている。外側圧力抑制プール５内の冷却水は、原子炉格納容器４の内周面と接触し、原子炉格納容器４に熱を伝達している。
【００４２】
主蒸気配管１０が破断する等して非常時になった場合には、上部ドライウェル２０内の不活性ガスを含む蒸気の一部が圧力抑制プール２７に流入して、圧力抑制プール２７の水位を上昇させる。圧力抑制プール２７の水位が連通孔３９まで上がると、圧力抑制室２０内の水は連通孔３９を介して環状空間３７に流入し、原子炉格納容器４と接触しながら外側圧力抑制プール５で冷却される。このように冷却された水は、その後、連通孔３８，３９を介して圧力抑制プール２７と外側圧力抑制プール５の間を循環しながら対流し、さらに冷却されていく。一方、この際、熱で蒸発した外側圧力抑制プール５の冷却水は、原子炉格納容器４と接触しながら環状空間３７の上方に向かって放出される。
【００４３】
このように、本実施の形態の原子炉格納設備は、内部構造物２の外周側に設けられた外側圧力抑制プール５と、この外側圧力抑制プール５の外周側に設けられた原子炉格納容器４を備えるいわゆる自然放熱型の原子炉格納設備である。この種の原子炉格納設備は、上記のように外側圧力抑制プール５と原子炉格納容器４を利用して外部へ熱を放出することができるので、想定事故後の原子炉格納容器４内における圧力を効果的に抑制することができる。
【００４４】
次に本実施の形態の作用効果について説明する。
【００４５】
原子炉格納設備の建設工期の短縮化が求められる背景の下、近年、ＲＣ構造に代替する構造として、ＳＣ構造が注目されている。しかし、原子炉格納容器内部構造物をＳＣ構造で構築すると、非常時に内部温度が上昇した場合に、鋼板部分とコンクリート部分の間で熱伸び差が生じ、鋼板部分とコンクリート部分を結合している部材（スタッド）が熱伸びによる応力で塑性変形する懸念があった。
【００４６】
これに対して、本実施の形態の原子力格納設備は、従来の原子力格納設備では定期検査時のみに水が張られていた機器仮置きプールを常時水張り状態とし、さらに、ＳＣ構造から成る内部構造物２の上部フロア（運転床フロア）全面に、常時水張り状態に保持された複数のプール（すなわち、原子炉ウェル７、機器仮置きプール８、使用済燃料プール９、及び復水貯蔵プール３ａ，３ｂ）を設けている。このように構成した本実施の形態によれば、各プールの自重と各プールに満たされた水の荷重によって内部構造物２を上方から押さえつけることができる。これにより非常時に内部構造物２の内部温度が上昇しても、上記複数のプールの荷重によって鋼板部１５の熱伸びが抑制されるので、鋼板部１５とコンクリート部１６の熱伸び差の発生を抑制することができ、かつ、スタッドが塑性変形することを抑制することができる。したがって、本発明によれば、原子炉格納設備にＳＣ構造を利用した場合にも鋼板部１５の熱伸びを抑制することができるので、原子炉格納設備の信頼性及び安全性を確保しつつ建設工期を短縮することができる。また、本実施の形態における復水貯蔵プール３は床部３５を有しているため、復水貯蔵プール３として利用している部分に機器配置スペースを確保することができる。
【００４７】
また、本実施の形態のような自然放熱型の原子炉格納設備では、原子炉格納容器４の直径の増加を伴う改良は容器４の耐圧能力の低下と建設費の増大をもたらしてしまうため、容器４の直径を保持したままで改良することが好ましい。上記に示した本実施の形態によれば、内部構造物２の上部に複数のプール３，７，８，９を設けるだけで鋼板部１５の熱伸びを抑制することができるので、格納容器４の直径を保持したまま耐熱伸び性を向上させることができる。また、復水貯蔵プール３には床部３５が設けられているので、復水貯蔵プール３を設けても機器配置スペースを確保することができ、定期検査時の利便性が低減することもない。
【００４８】
ところで、本実施の形態の原子炉格納設備は、内部構造物２の内部側面に断熱材１７が取り付けられている。このように断熱材１７を取り付ければ、非常時に内部構造物２の内部温度が上昇しても鋼板部１５に伝わる熱エネルギーが低減されるので、鋼板部１５とコンクリート部１６の熱伸び差の発生を抑制することができ、かつ、スタッドが塑性変形することを抑制することができる。また、本実施の形態のように、上記の複数のプール３，７，８，９と断熱材１７を併用すれば、それぞれの効果が相まって更に顕著な熱伸び抑制効果を奏することができる。
【００４９】
なお、復水貯蔵プール３（３ａ，３ｂ）、原子炉ウェル７、機器仮置きプール８、及び使用済み燃料プール９の容量及び配置であるが、原子炉圧力容器１を中心として各プール３，７，８，９の容量及び配置を対称に構成することが好ましい。このように構成すれば、各プール３，７，８，９内の水によって内部構造物２に均等な荷重が掛かるので、鋼板部１５の熱伸びを均等に抑制することができる。また、本実施の形態では５つのプールを設けたが、内部構造物２の上部に設けるプールの個数は、内部構造物２の大きさ等に応じて適宜変更しても勿論良い。
【図面の簡単な説明】
【００５０】
【図１】本発明の実施の形態である原子炉格納設備の横断面図。
【図２】本発明の実施の形態である原子炉格納設備の縦断面図。
【図３】本発明の実施の形態である原子炉格納設備のIII-III断面図。
【図４】本実施の形態である原子炉格納設備における定期検査時のIII-III断面図。
【符号の説明】
【００５１】
１ 原子炉圧力容器
２ 原子炉格納容器内部構造物
３ 復水貯蔵プール
４ 原子炉格納容器
５ 外側圧力抑制プール
６ 原子炉包囲外側容器
７ 原子炉ウェル
８ 機器仮置きプール
９ 使用済み燃料プール
１５ 鋼板部
１６ コンクリート部
１７ 断熱材
２７ 圧力抑制プール
３５ 床部
３８ 連通孔
３９ 連通孔
【技術分野】
【０００１】
本発明は原子力プラントの原子炉を格納する原子炉格納設備に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子炉の一種である沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）には、大別すると、ＢＷＲ改良の系列（「従来型ＢＷＲ」とする）と改良型ＢＷＲ（ＡＢＷＲ）がある。米国で初めて商用発電炉として建設されたＢＷＲ（Ｄｒｅｓｄｅｎ１号機（１９６０年７月全出力運転））は、ＢＷＲ−Ｉ型である。このＢＷＲ−Ｉ型は、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）のような二重サイクルと、乾式原子炉格納容器を有している。一方、ＢＷＲ−ＩＩ型以降は、炉心の出力密度を下げることによって小型化され、蒸気ドラムを原子炉容器内に格納することによって単純化し直接サイクル化され、さらに非常用炉心冷却設備（ＥＣＣＳ）が多重化された。従来型ＢＷＲは、原子炉格納容器を圧力抑制プール型とすることによって小型化され、ほぼ現在のＢＷＲの構成となった。そして、このＢＷＲには更に改良が重ねられ、ＡＢＷＲとなった。
【０００３】
また、この際、原子炉格納容器の形状は、ドライウェルと圧力抑制プールを分割したもの（ＭＡＲＫ−Ｉ型ＰＣＶ）から、ＰＣＶドライウェルと圧力抑制プールを一体型とし上下に配置したもの（ＭＡＲＫ−ＩＩ型ＰＣＶ）を経て、ドライウェルと圧力抑制プールが分割され、円筒形の鉄筋コンクリート製格納容器を有するもの（ＡＢＷＲ型ＲＣＣＶ）に変化してきた。
【０００４】
そして、これに更に改良を加えた原子炉格納設備として、原子炉包囲外側容器内に設けられた鋼製の原子炉格納容器と、この原子炉格納容器内に設けられた鉄筋コンクリート構造（ＲＣ構造）の原子炉格納容器内部構造物と、この原子炉格納容器内部構造物の内部に設けられた圧力抑制プールと、原子炉格納容器内部構造物と原子炉包囲外側容器の間に形成されるギャップ（間隙）に設けられた外側圧力抑制プールを備えたものが提案されている（特許文献１等参照）。
【０００５】
【特許文献１】特開２００４−８５２３４号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００６】
ところで、上記の特許文献１の原子炉格納容器内部構造物も含め、ＲＣ構造部分を有する原子炉格納設備を構築するには、通常、多量の鉄筋を構築現場に搬入して組み立てる作業（配筋工事）や、コンクリート打設用の型枠の組立て及び撤去作業（型枠工事）を行う必要がある。その結果、どうしても建設工事の工程が長くなってしまい、工期短縮の際の障害となっていた。
【０００７】
こうした背景の下、近年、ＲＣ構造に代替する構造として、鋼板コンクリート構造（ＳＣ構造）が注目されている。ＳＣ構造における鋼板は、ＲＣ構造における鉄筋に代わる強度部材としてだけでなく、コンクリート打設時の型枠としても利用できる。したがって、ＳＣ構造を利用すれば、ＲＣ構造と比較して配筋工事及び型枠工事が不要となる分だけ建設工期の短縮を図ることができる。
【０００８】
しかし、原子炉格納容器内部構造物をＳＣ構造で構築すると、非常時に内部温度が上昇した場合に、鋼板部分とコンクリート部分の間で熱伸び差が生じ、鋼板部分とコンクリート部分を結合している部材（スタッド）が熱伸びによる応力で塑性変形する懸念がある。
【０００９】
本発明の目的は鋼板コンクリート構造を利用した場合にも鋼板の熱伸びを抑制することができる原子炉格納設備を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１０】
（１）本発明は、上記目的を達成するために、原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器を内部に保持する鋼板コンクリート構造の原子炉格納容器内部構造物と、この原子炉格納容器内部構造物の上部全面を覆うように設けられ、水が張られた複数のプールと、この複数のプールうち少なくとも一部のプールの上部に設けられた床部と、前記原子炉格納容器内部構造物を外側から覆う原子炉格納容器とを備える。
【００１１】
これにより、前記複数のプールの自重と前記複数のプールに満たされた水の荷重によって前記原子炉格納容器内部構造物が上方から押さえつけられるので、非常時に前記原子炉格納容器内部構造物の内部温度が上昇しても、前記複数のプールの荷重によって鋼板コンクリート構造の鋼板部の熱伸びを抑制することができる。
【００１２】
（２）上記（１）は、好ましくは、前記複数のプールが、前記原子炉圧力容器の上方に設けられた原子炉ウェルと、この原子炉ウェルの隣りに設けられた機器仮置きプールと、前記原子炉ウェルの隣りに設けられた使用済み燃料プールと、その他の部分に設けられ少なくとも１つの復水貯蔵プールとを有し、前記床部が、前記復水貯蔵プールの上部に設けられている。
【００１３】
（３）上記（２）は、好ましくは、前記復水貯蔵プールが、複数設けられており、前記原子炉ウェルを中心に対称配置されている。
【００１４】
（４）上記（１）は、好ましくは、前記複数のプールが、前記原子炉圧力容器の上方に設けられた原子炉ウェルと、この原子炉ウェルを挟んで互いに対向して配置された機器仮置きプール及び使用済み燃料プールと、前記原子炉ウェル及び前記機器仮置きプール及び前記使用済み燃料プールを挟んで互いに対向して配置され、上部に床部が設けられた２つの復水貯蔵プールとから成る。
【００１５】
（５）上記（１）は、好ましくは、前記床部がコンクリート製である。
【００１６】
（６）上記（１）は、好ましくは、前記原子炉格納容器内部構造物は、内部側面に断熱材が取り付けられている。
【００１７】
（７）また、本発明は、上記目的を達成するために、原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器を内部に保持する鋼板コンクリート構造の原子炉格納容器内部構造物と、この原子炉格納容器内部構造物の上部全面を覆うように設けられ、水が張られた複数のプールと、この複数のプールうち少なくとも一部のプールの上部に設けられた床部と、前記原子炉格納容器内部構造物の内部に設けられた圧力抑制プールと、前記原子炉格納容器内部構造物を外側から覆うように前記原子炉格納容器内部構造物と間隙を介して設けられ、熱伝導性素材で形成された原子炉格納容器と、この原子炉格納容器と前記原子炉格納容器内部構造物の間に設けられ、前記圧力抑制プールと連通している外側圧力抑制プールと、前記原子炉格納容器と間隙を介して設けられた原子炉包囲外側容器とを備える。
【００１８】
（８）本発明は、上記目的を達成するために、原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器を内部に保持する内部側面に断熱材が取り付けられている鋼板コンクリート構造の原子炉格納容器内部構造物と、この原子炉格納容器内部構造物の内部に設けられた圧力抑制プールと、前記原子炉格納容器内部構造物を外側から覆うように前記原子炉格納容器内部構造物と間隙を介して設けられ、熱伝導性素材で形成された原子炉格納容器と、この原子炉格納容器と前記原子炉格納容器内部構造物の間に設けられ、前記圧力抑制プールと連通している外側圧力抑制プールと、前記原子炉格納容器と間隙を介して設けられた原子炉包囲外側容器とを備える。
【発明の効果】
【００１９】
本発明によれば、原子炉格納設備に鋼板コンクリート構造を利用した場合にも鋼板の熱伸びを抑制することができるので、原子炉格納設備の信頼性及び安全性を確保しつつ建設工期を短縮することができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００２０】
以下、本発明の実施の形態を図面を用いて説明する。
【００２１】
図１は本発明の実施の形態である原子炉格納設備の横断面図（図３中のI-I断面図）であり、図２は図１に示した原子炉格納設備の縦断面図（図３中のII-II断面図）であり、図３は図１中のIII-III断面図である。
【００２２】
これらの図に示す原子炉格納設備は、原子炉圧力容器１と、原子炉圧力容器１を保持する原子炉格納容器内部構造物（内部構造物）２と、内部構造物２の上部に設けられた復水貯蔵プール３（３ａ，３ｂ）と、内部構造物２を外側から覆う原子炉格納容器４と、内部構造物２と原子炉格納容器４の間に設けられた外側圧力抑制プール５と、原子炉格納容器４の外側に設けられた原子炉包囲外側容器６を主に備えている。この原子炉格納設備は、岩盤に設置されたマット３０上に設置されている。
【００２３】
原子炉圧力容器１は、核分裂によって発生する熱エネルギーで水を沸騰させて蒸気を発生させるもので、ドライヤ（蒸気乾燥器）とセパレータ（気水分離器）（ともに図示せず）等を内包している。原子炉圧力容器１にはタービン建屋（図示せず）と接続された主蒸気配管１０が取り付けられており、原子炉圧力容器１内で発生した蒸気は主蒸気配管１０を介してタービン建屋に供給されている。
【００２４】
原子炉格納容器内部構造物（内部構造物）２は、原子炉圧力容器１を内部に保持するもので、主に鋼板部１５とコンクリート部１６から成る鋼板コンクリート構造（ＳＣ構造）で形成されている。鋼板部１５は、内部構造物２の外部側面（原子炉格納容器４側）と内部側面（原子炉圧力容器１側）の両側面に配されており、強度部材としてだけでなく、施工時にコンクリート部１６を形成する型枠としても利用される。これにより型枠工事等の手間が削減されるので、鉄筋コンクリート構造（ＲＣ構造）を利用する場合と比較して建設工期の短縮を図ることができる。また、鋼板部１５とコンクリート部１６とはスタッド（結合部材）（図示せず）によって結合されており、このスタッドは内部構造物２の強度を向上させている。なお、このスタッドのピッチ（設置間隔）を小さくすると、各スタッドにかかる応力が低減するので、鋼板部１５とコンクリート部１６の熱伸び差の発生が抑制される。
【００２５】
内部構造物２の内部側面を構成する鋼板部１５のさらに内側（原子炉圧力容器１側）には、断熱材１７が取り付けられている。この断熱材１７は、原子炉圧力容器１内で核分裂を発生させた際に生じる熱エネルギーがＳＣ構造の鋼板部１５に伝達することを軽減するもので、内部構造物２の鋼板部１５の熱伸びを抑制する。
【００２６】
内部構造物２の内部には、原子炉本体基礎１８と、ダイアフラムフロア１９が設けられている。原子炉本体基礎１８は、原子炉圧力容器１を支持しており、マット３０の上部に設けられている。ダイアフラムフロア１９は、内部構造物２の内部を上部ドライウェル２０と下部ドライウェル２１及び圧力抑制室２２とに分割している。なお、本実施の形態における、原子炉本体基礎１８及びダイアフラムフロア１９は、ＲＣ構造であるが、内部構造物２と同様にＳＣ構造としても良い。ＳＣ構造を利用すれば、更なる工期の短縮を図ることができる。
【００２７】
上部ドライウェル２０は、原子炉圧力容器１の周囲に設けられた空間で、主蒸気配管１０と、原子炉圧力容器１に給水する給水配管１１と、主蒸気配管１０に取り付けられた主蒸気逃がし安全弁１２及び主蒸気隔離弁１３等が設置されている。
【００２８】
下部ドライウェル２１は、原子炉圧力容器１の下方に設けられた空間で、原子炉圧力容器１の下部に設けられた制御棒駆動機構２５及び原子炉冷却材再循環ポンプ２６が主に設置されている。
【００２９】
圧力抑制室２２は、下部ドライウェル２１の周囲に配置された空間で、冷却水が蓄えられた圧力抑制プール２７と、この上方に位置するウェットウェル２８からなっている。圧力抑制室２２は、主蒸気配管１０の破断などの事故が発生した場合に上部ドライウェル２０に充満する蒸気等が導かれるもので、圧力抑制機能を有している。
【００３０】
なお、上記の上部ドライウェル２０、下部ドライウェル２１、及び圧力抑制室２２は、通常運転中は不活性ガス（例えば、窒素）で満たされており、火災等の発生を防止できるようになっている。
【００３１】
内部構造物２の上部、すなわち原子炉圧力容器１と上部ドライウェル２０の上方には、復水貯蔵プール３ａ，３ｂと、原子炉ウェル７と、機器仮置きプール８と、使用済み燃料プール９が設けられている。内部構造物２の上部は、これら複数のプール３，７，８，９によって全面覆われている。これら複数のプール３，７，８，９は、内部構造物２を上方から押さえつける荷重として作用している。
【００３２】
原子炉ウェル７は、運転時及び定期検査時に関わらず水が張られた状態（常時水張り状態）で保持されたプールで、原子炉圧力容器１の上方に設けられている。定期検査のために、原子炉圧力容器１内部の検査や、原子炉圧力容器１内の燃料集合体（図示せず）の取替等を行う際には、この原子炉ウェル７を介して、原子炉圧力容器１が格納されている容器の蓋であるＰＣＶヘッド４１と、原子炉圧力容器１の蓋であるＲＰＶヘッド４２と、ＲＰＶヘッド４２を保温するＲＰＶヘッド保温材４３（図４参照）等を取り外し、原子炉圧力容器１を開放する。
【００３３】
機器仮置きプール８は、常時水張り状態に保持されたプールで、原子炉圧力容器１の隣りに設けられている。定期検査時には、原子炉圧力容器１内の蒸気にさらされて線量が高くなっている機器（例えば、ドライヤとセパレータ）が放射線の遮蔽のためにこのプール８内に仮置きされる。一般的な機器仮置きプールは、こうした用途から定期検査時のみに水を張って使用されることが多いが、本実施の形態のものは、より多くの荷重を内部構造物２に掛けるために常時水張り状態となっている。なお、機器仮置きプール８には、プール内に常時張られる水を浄化するために、水浄化設備（図示せず）を設けることが好ましい。
【００３４】
使用済み燃料プール９は、常時水張り状態に保持されたプールで、原子炉圧力容器１の隣りに設けられ、かつ、原子炉ウェル７を挟んで機器仮置きプール８と互いに対向するように配置されている。この使用済み燃料プール９には使用済み燃料が保管されており、使用済み燃料から放射される放射線が遮蔽されている。
【００３５】
なお、原子炉ウェル７、機器仮置きプール８、及び使用済み燃料プール９は、本実施の形態のように、原子炉ウェル７の隣りに機器仮置きプール８及び使用済み燃料プール９を配置すると良い。このように配置すれば、原子炉圧力容器１内から取り出した機器や使用済み燃料を容易に各プール８，９に移動させることができるからである。また更に好ましくは、原子炉ウェル７を中心に配置し、機器仮置きプール７と使用済み燃料プール９が原子炉ウェル７を挟んで互いに対向するように配置すると良い。このように原子炉ウェル７、機器仮置きプール８、及び使用済み燃料プール９を直線配置すれば、これらの上部を直線移動する燃料取替機を設置することができるので、燃料取替の作業効率を向上させることができるからである。
【００３６】
復水貯蔵プール３ａ，３ｂは、常時水張り状態に保持された２つのプールで、原子炉ウェル７、機器仮置きプール８、及び使用済み燃料プール９を挟んで互いに対向して配置されている。復水貯蔵プール３ａ，３ｂの外部側面は、図１及び図２に示すように、内部構造物２の外部側面を上方にそのまま延長して形成されている。なお、これに限らず、内部構造物２に対して更に荷重を掛けるために、複数のプール３，７，８，９で構成される外部側面の径が内部構造物２の外部側面の径より大きくなるように上記各プール３，７，８，９を設けても良い。
【００３７】
また、復水貯蔵プール３ａ，３ｂは、復水貯蔵プール３ａ，３ｂの上部開口部を覆う蓋のように取り付けられたＲＣ構造の床部３５ａ，３５ｂを有している。床部３５ａ，３５ｂの上面は、原子炉ウェル７、機器仮置きプール８、及び使用済み燃料プール９の水面の上方に位置しており、運転時及び定期検査時に機器が配置されるスペースとして利用される。なお、床部３５ａ，３５ｂは、復水貯蔵プール３ａ，３ｂと一体化させて床スラブ状に形成しても良いし、復水貯蔵プール３ａ，３ｂ用の取り外し可能な蓋として形成しても良い。また、本実施の形態では復水貯蔵プール３ａ，３ｂの両方に床部を設けているが、機器配置スペースとして使用する空間が確保できれば、一方の復水貯蔵プール３ａ（又は３ｂ）に床部３５ａ（又は３５ｂ）を設けるだけでも良いし、復水貯蔵プール３ａ（又は３ｂ）の一部に床部を設けるように構成しても良い。次に、定期検査時における床部３５ａ，３５ｂの使用形態の一例を図４を用いて説明する。
【００３８】
図４は本実施の形態である原子炉格納設備における定期検査時のIII-III断面図である。なお、先の図面と同じ部分には同じ符号を付して説明は省略する。
この図において、床部３５ａ，３５ｂには、ＰＣＶヘッド４１と、ＲＰＶヘッド４２と、ＲＰＶヘッド保温材４３と、ＭＳラインプラグ４４と、ドライヤセパレータスリング４５が載置されている。
【００３９】
ＭＳラインプラグ４４は、定期検査時に原子炉圧力容器１から主蒸気配管（ＭＳ配管）１０に水が侵入しないように蓋をするために用いるものである。また、ドライヤセパレータスリング４５は、定期検査時に原子炉圧力容器１内のドライヤとセパレータを機器仮置きプール８に移動するために用いるものである。これらＭＳラインプラグ４４及びドライヤセパレータスリング４５は、運転中に床部３５ａ（又は３５ｂ）に置かれる。定期検査時の床部３５ａ，３５ｂには、ＰＣＶヘッド４１と、ＲＰＶヘッド４２と、ＲＰＶヘッド保温材４３が仮置きされる。この際、燃料交換を行う必要がある場合には、ドライヤセパレータスリング４５を利用してドライヤとセパレータを機器仮置きプール８に移動する。
【００４０】
図１及び図２に戻り、原子炉格納容器４は、内部で発生する気体に対する耐圧・耐漏洩機能を有し、かつ、コンクリートより良好な熱導電率を有する熱伝導性素材（例えば、鋼）で形成されたドーム状の容器であり、内部構造物２と間隔を介して設けられている。また、原子炉包囲外側容器６は、原子炉格納容器４を包囲するもので、コンクリートで形成されている。
【００４１】
原子炉格納容器４と内部構造物２の間隙には環状の空間３７が形成されている。内部構造物２の壁面には連通孔３８，３９が設けられており、環状空間３７と圧力抑制室２２とを連絡している。連通孔３８は、通常時における圧力抑制プール２７の水面よりも下方に設けられた孔であり、できるだけ圧力抑制室２２の底部（プール底）に近接して配置されている。連通孔３９は、通常時における圧力抑制プール２７の水面よりも上方に設けられた孔であり、非常時に増水した圧力抑制プール２７の水面よりも低い位置に配置されている。通常時において、圧力抑制プール２７の冷却水は連通孔３８を介して環状空間３７の底部に導かれており、この冷却水によって環状空間３７の底部に外側圧力抑制プール５が形成されている。外側圧力抑制プール５内の冷却水は、原子炉格納容器４の内周面と接触し、原子炉格納容器４に熱を伝達している。
【００４２】
主蒸気配管１０が破断する等して非常時になった場合には、上部ドライウェル２０内の不活性ガスを含む蒸気の一部が圧力抑制プール２７に流入して、圧力抑制プール２７の水位を上昇させる。圧力抑制プール２７の水位が連通孔３９まで上がると、圧力抑制室２０内の水は連通孔３９を介して環状空間３７に流入し、原子炉格納容器４と接触しながら外側圧力抑制プール５で冷却される。このように冷却された水は、その後、連通孔３８，３９を介して圧力抑制プール２７と外側圧力抑制プール５の間を循環しながら対流し、さらに冷却されていく。一方、この際、熱で蒸発した外側圧力抑制プール５の冷却水は、原子炉格納容器４と接触しながら環状空間３７の上方に向かって放出される。
【００４３】
このように、本実施の形態の原子炉格納設備は、内部構造物２の外周側に設けられた外側圧力抑制プール５と、この外側圧力抑制プール５の外周側に設けられた原子炉格納容器４を備えるいわゆる自然放熱型の原子炉格納設備である。この種の原子炉格納設備は、上記のように外側圧力抑制プール５と原子炉格納容器４を利用して外部へ熱を放出することができるので、想定事故後の原子炉格納容器４内における圧力を効果的に抑制することができる。
【００４４】
次に本実施の形態の作用効果について説明する。
【００４５】
原子炉格納設備の建設工期の短縮化が求められる背景の下、近年、ＲＣ構造に代替する構造として、ＳＣ構造が注目されている。しかし、原子炉格納容器内部構造物をＳＣ構造で構築すると、非常時に内部温度が上昇した場合に、鋼板部分とコンクリート部分の間で熱伸び差が生じ、鋼板部分とコンクリート部分を結合している部材（スタッド）が熱伸びによる応力で塑性変形する懸念があった。
【００４６】
これに対して、本実施の形態の原子力格納設備は、従来の原子力格納設備では定期検査時のみに水が張られていた機器仮置きプールを常時水張り状態とし、さらに、ＳＣ構造から成る内部構造物２の上部フロア（運転床フロア）全面に、常時水張り状態に保持された複数のプール（すなわち、原子炉ウェル７、機器仮置きプール８、使用済燃料プール９、及び復水貯蔵プール３ａ，３ｂ）を設けている。このように構成した本実施の形態によれば、各プールの自重と各プールに満たされた水の荷重によって内部構造物２を上方から押さえつけることができる。これにより非常時に内部構造物２の内部温度が上昇しても、上記複数のプールの荷重によって鋼板部１５の熱伸びが抑制されるので、鋼板部１５とコンクリート部１６の熱伸び差の発生を抑制することができ、かつ、スタッドが塑性変形することを抑制することができる。したがって、本発明によれば、原子炉格納設備にＳＣ構造を利用した場合にも鋼板部１５の熱伸びを抑制することができるので、原子炉格納設備の信頼性及び安全性を確保しつつ建設工期を短縮することができる。また、本実施の形態における復水貯蔵プール３は床部３５を有しているため、復水貯蔵プール３として利用している部分に機器配置スペースを確保することができる。
【００４７】
また、本実施の形態のような自然放熱型の原子炉格納設備では、原子炉格納容器４の直径の増加を伴う改良は容器４の耐圧能力の低下と建設費の増大をもたらしてしまうため、容器４の直径を保持したままで改良することが好ましい。上記に示した本実施の形態によれば、内部構造物２の上部に複数のプール３，７，８，９を設けるだけで鋼板部１５の熱伸びを抑制することができるので、格納容器４の直径を保持したまま耐熱伸び性を向上させることができる。また、復水貯蔵プール３には床部３５が設けられているので、復水貯蔵プール３を設けても機器配置スペースを確保することができ、定期検査時の利便性が低減することもない。
【００４８】
ところで、本実施の形態の原子炉格納設備は、内部構造物２の内部側面に断熱材１７が取り付けられている。このように断熱材１７を取り付ければ、非常時に内部構造物２の内部温度が上昇しても鋼板部１５に伝わる熱エネルギーが低減されるので、鋼板部１５とコンクリート部１６の熱伸び差の発生を抑制することができ、かつ、スタッドが塑性変形することを抑制することができる。また、本実施の形態のように、上記の複数のプール３，７，８，９と断熱材１７を併用すれば、それぞれの効果が相まって更に顕著な熱伸び抑制効果を奏することができる。
【００４９】
なお、復水貯蔵プール３（３ａ，３ｂ）、原子炉ウェル７、機器仮置きプール８、及び使用済み燃料プール９の容量及び配置であるが、原子炉圧力容器１を中心として各プール３，７，８，９の容量及び配置を対称に構成することが好ましい。このように構成すれば、各プール３，７，８，９内の水によって内部構造物２に均等な荷重が掛かるので、鋼板部１５の熱伸びを均等に抑制することができる。また、本実施の形態では５つのプールを設けたが、内部構造物２の上部に設けるプールの個数は、内部構造物２の大きさ等に応じて適宜変更しても勿論良い。
【図面の簡単な説明】
【００５０】
【図１】本発明の実施の形態である原子炉格納設備の横断面図。
【図２】本発明の実施の形態である原子炉格納設備の縦断面図。
【図３】本発明の実施の形態である原子炉格納設備のIII-III断面図。
【図４】本実施の形態である原子炉格納設備における定期検査時のIII-III断面図。
【符号の説明】
【００５１】
１ 原子炉圧力容器
２ 原子炉格納容器内部構造物
３ 復水貯蔵プール
４ 原子炉格納容器
５ 外側圧力抑制プール
６ 原子炉包囲外側容器
７ 原子炉ウェル
８ 機器仮置きプール
９ 使用済み燃料プール
１５ 鋼板部
１６ コンクリート部
１７ 断熱材
２７ 圧力抑制プール
３５ 床部
３８ 連通孔
３９ 連通孔
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉圧力容器と、
この原子炉圧力容器を内部に保持する鋼板コンクリート構造の原子炉格納容器内部構造物と、
この原子炉格納容器内部構造物の上部全面を覆うように設けられ、水が張られた複数のプールと、
この複数のプールうち少なくとも一部のプールの上部に設けられた床部と、
前記原子炉格納容器内部構造物を外側から覆う原子炉格納容器とを備えることを特徴とする原子炉格納設備。
【請求項２】
請求項１記載の原子炉格納設備において、
前記複数のプールは、前記原子炉圧力容器の上方に設けられた原子炉ウェルと、この原子炉ウェルの隣りに設けられた機器仮置きプールと、前記原子炉ウェルの隣りに設けられた使用済み燃料プールと、その他の部分に設けられ少なくとも１つの復水貯蔵プールとを有し、
前記床部は、前記復水貯蔵プールの上部に設けられていることを特徴とする原子炉格納設備。
【請求項３】
請求項２記載の原子炉格納設備において、
前記復水貯蔵プールは、複数設けられており、前記原子炉ウェルを中心に対称配置されていることを特徴とする原子炉格納設備。
【請求項４】
請求項１記載の原子炉格納設備において、
前記複数のプールは、前記原子炉圧力容器の上方に設けられた原子炉ウェルと、この原子炉ウェルを挟んで互いに対向して配置された機器仮置きプール及び使用済み燃料プールと、前記原子炉ウェル及び前記機器仮置きプール及び前記使用済み燃料プールを挟んで互いに対向して配置され、上部に床部が設けられた２つの復水貯蔵プールとから成ることを特徴とする原子炉格納設備。
【請求項５】
請求項１記載の原子炉格納設備において、
前記床部はコンクリート製であることを特徴とする原子炉格納設備。
【請求項６】
請求項１記載の原子炉格納設備において、
前記原子炉格納容器内部構造物は、内部側面に断熱材が取り付けられていることを特徴とする原子炉格納設備。
【請求項７】
原子炉圧力容器と、
この原子炉圧力容器を内部に保持する鋼板コンクリート構造の原子炉格納容器内部構造物と、
この原子炉格納容器内部構造物の上部全面を覆うように設けられ、水が張られた複数のプールと、
この複数のプールうち少なくとも一部のプールの上部に設けられた床部と、
前記原子炉格納容器内部構造物の内部に設けられた圧力抑制プールと、
前記原子炉格納容器内部構造物を外側から覆うように前記原子炉格納容器内部構造物と間隙を介して設けられ、熱伝導性素材で形成された原子炉格納容器と、
この原子炉格納容器と前記原子炉格納容器内部構造物の間に設けられ、前記圧力抑制プールと連通している外側圧力抑制プールと、
前記原子炉格納容器と間隙を介して設けられた原子炉包囲外側容器とを備えることを特徴とする原子炉格納設備。
【請求項８】
原子炉圧力容器と、
この原子炉圧力容器を内部に保持する内部側面に断熱材が取り付けられている鋼板コンクリート構造の原子炉格納容器内部構造物と、
この原子炉格納容器内部構造物の内部に設けられた圧力抑制プールと、
前記原子炉格納容器内部構造物を外側から覆うように前記原子炉格納容器内部構造物と間隙を介して設けられ、熱伝導性素材で形成された原子炉格納容器と、
この原子炉格納容器と前記原子炉格納容器内部構造物の間に設けられ、前記圧力抑制プールと連通している外側圧力抑制プールと、
前記原子炉格納容器と間隙を介して設けられた原子炉包囲外側容器とを備えることを特徴とする原子炉格納設備。
【請求項１】
原子炉圧力容器と、
この原子炉圧力容器を内部に保持する鋼板コンクリート構造の原子炉格納容器内部構造物と、
この原子炉格納容器内部構造物の上部全面を覆うように設けられ、水が張られた複数のプールと、
この複数のプールうち少なくとも一部のプールの上部に設けられた床部と、
前記原子炉格納容器内部構造物を外側から覆う原子炉格納容器とを備えることを特徴とする原子炉格納設備。
【請求項２】
請求項１記載の原子炉格納設備において、
前記複数のプールは、前記原子炉圧力容器の上方に設けられた原子炉ウェルと、この原子炉ウェルの隣りに設けられた機器仮置きプールと、前記原子炉ウェルの隣りに設けられた使用済み燃料プールと、その他の部分に設けられ少なくとも１つの復水貯蔵プールとを有し、
前記床部は、前記復水貯蔵プールの上部に設けられていることを特徴とする原子炉格納設備。
【請求項３】
請求項２記載の原子炉格納設備において、
前記復水貯蔵プールは、複数設けられており、前記原子炉ウェルを中心に対称配置されていることを特徴とする原子炉格納設備。
【請求項４】
請求項１記載の原子炉格納設備において、
前記複数のプールは、前記原子炉圧力容器の上方に設けられた原子炉ウェルと、この原子炉ウェルを挟んで互いに対向して配置された機器仮置きプール及び使用済み燃料プールと、前記原子炉ウェル及び前記機器仮置きプール及び前記使用済み燃料プールを挟んで互いに対向して配置され、上部に床部が設けられた２つの復水貯蔵プールとから成ることを特徴とする原子炉格納設備。
【請求項５】
請求項１記載の原子炉格納設備において、
前記床部はコンクリート製であることを特徴とする原子炉格納設備。
【請求項６】
請求項１記載の原子炉格納設備において、
前記原子炉格納容器内部構造物は、内部側面に断熱材が取り付けられていることを特徴とする原子炉格納設備。
【請求項７】
原子炉圧力容器と、
この原子炉圧力容器を内部に保持する鋼板コンクリート構造の原子炉格納容器内部構造物と、
この原子炉格納容器内部構造物の上部全面を覆うように設けられ、水が張られた複数のプールと、
この複数のプールうち少なくとも一部のプールの上部に設けられた床部と、
前記原子炉格納容器内部構造物の内部に設けられた圧力抑制プールと、
前記原子炉格納容器内部構造物を外側から覆うように前記原子炉格納容器内部構造物と間隙を介して設けられ、熱伝導性素材で形成された原子炉格納容器と、
この原子炉格納容器と前記原子炉格納容器内部構造物の間に設けられ、前記圧力抑制プールと連通している外側圧力抑制プールと、
前記原子炉格納容器と間隙を介して設けられた原子炉包囲外側容器とを備えることを特徴とする原子炉格納設備。
【請求項８】
原子炉圧力容器と、
この原子炉圧力容器を内部に保持する内部側面に断熱材が取り付けられている鋼板コンクリート構造の原子炉格納容器内部構造物と、
この原子炉格納容器内部構造物の内部に設けられた圧力抑制プールと、
前記原子炉格納容器内部構造物を外側から覆うように前記原子炉格納容器内部構造物と間隙を介して設けられ、熱伝導性素材で形成された原子炉格納容器と、
この原子炉格納容器と前記原子炉格納容器内部構造物の間に設けられ、前記圧力抑制プールと連通している外側圧力抑制プールと、
前記原子炉格納容器と間隙を介して設けられた原子炉包囲外側容器とを備えることを特徴とする原子炉格納設備。
【図１】
【図２】
【図３】
【図４】
【図２】
【図３】
【図４】
【公開番号】特開２００８−２７５３６８（Ｐ２００８−２７５３６８Ａ）
【公開日】平成２０年１１月１３日（２００８．１１．１３）
【国際特許分類】
【出願番号】特願２００７−１１６８１１（Ｐ２００７−１１６８１１）
【出願日】平成１９年４月２６日（２００７．４．２６）
【出願人】（５０７２５０４２７）日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社 (858)
【公開日】平成２０年１１月１３日（２００８．１１．１３）
【国際特許分類】
【出願日】平成１９年４月２６日（２００７．４．２６）
【出願人】（５０７２５０４２７）日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社 (858)
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