JPH05180974A

JPH05180974A - 原子炉及び原子炉冷却設備並びに原子力発電プラント及びその運転方法

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Publication number: JPH05180974A
Application number: JP3057093A
Authority: JP
Inventors: Hitoshi Tate; 等楯; Kenji Tominaga; 研司富永; Tadashi Fujii; 正藤井
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1991-03-20
Filing date: 1991-03-20
Publication date: 1993-07-23
Anticipated expiration: 2014-12-20
Also published as: US5309489A; JP2993155B2

Abstract

(57)【要約】（修正有）【目的】特に能動的手段を用いずに格納容器内のガスの
冷却効率を上昇させることで、事故時における冷却機能
の信頼性を向上させた原子炉及び原子炉冷却設備並びに
原子力発電プラント及びその運転方法を提供する。【構成】冷却材を保有する格納容器１０内の内部構造物
と、内部構造物の上部にある上部空間部４４と、上部空
間部４４にあるガスを下方に流す第１のガス流路と、第
１のガス流路と上部空間部４４を結ぶ第２のガス流路と
を設ける。また、崩壊熱を利用して格納容器１０内のガ
スを循環させる手段を設ける。【効果】格納容器上部空間を含むウェットウエル気相部
内での自然循環により、ウェットウエル気相部内でＮ₂
ガスが編在することなく、ガス温度分布も均一となるこ
とから、格納容器での空冷による炉心崩壊熱除去効率を
向上することが可能となる。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、原子炉の冷却技術に係
り、特に冷却材喪失事故時における炉心に発生する崩壊
熱を格納容器外に除去するのに好適な技術に関する。

【０００２】

【従来の技術】事故時における格納容器外への熱除去に
関する従来技術としては、特開昭63−191096号公報に示
す方式がある。それは、原子炉格納容器の外周にプール
を設け、格納容器表面を伝熱面として、圧力抑制プール
と外周プールの自然対流を利用し、プール間の温度差に
より外周プールに熱を伝え、最終的にはプール水の蒸発
により除去する方法である。また、通常格納容器には空
調系が作動しており、内部の熱を空調機で冷却し格納容
器外部に放熱している。

【０００３】

【発明が解決しようとする課題】格納容器の上部空間
は、通常運転時にＮ₂ガスによりパージされている。公
報に記載された従来技術では、格納容器面内側近傍のガ
スのみが冷却されることになるため、中心部のガスは冷
却されず、効率的な熱除去が行われないという問題があ
った。又、通常の空調系では処理能力が不十分で事故時
などでは対処できない問題があった。

【０００４】本発明の目的は、格納容器内のガスの冷却
効率を向上させることで、事故時における冷却機能の信
頼性を向上させた原子炉及び原子炉冷却設備並びに原子
力発電プラント及びその運転方法を提供することにあ
る。

【０００５】本発明の第２の目的は、能動的動力を用い
ることなく事故時における冷却機能の信頼性を向上させ
た原子炉及び原子炉冷却設備並びに原子力発電プラント
及びその運転方法を提供することにある。

【０００６】

【課題を解決するための手段】上記第１の目的は、格納
容器内の熱の格納容器を介して外部への放熱を促進する
ために格納容器内のガスを循環させることで達成され
る。

【０００７】特に、冷却材を保有する格納容器内の内部
構造物と、前記内部構造物の上部にある上部空間部と、
前記上部空間部にあるガスを下方に流す第１のガス流路
と、前記第１のガス流路と上部空間部を結ぶ第２のガス
流路とを設けることでを達成される。

【０００８】本発明の第２の目的は、崩壊熱を利用して
前記格納容器内のガスを循環させる手段を設けることで
を達成される。

【０００９】

【作用】格納容器内部のガスを循環させることによって
中心部に存在するガスも格納容器面内側近傍に接近する
ことが可能である。その結果、中心部に存在する熱も格
納容器を介して除去できることになる。

【００１０】また、格納容器内が内部構造物とその上部
にある上部空間部と分かれる原子炉では、上部空間部に
あるガスを一度下降させ、再び上部空間部に循環させる
ことによって上部空間部のガスは停留することがなくる
ので、上部空間部の熱は格納容器を介して全体的に除去
されやすくできる。ガスを降下させるルートは、格納容
器内壁に沿って行なうのがよく、更に格納容器の外壁を
空気等によって冷却すると除熱効果は更に高くなる。

【００１１】ガスを循環させるためには、ガスを循環さ
せるための手段が必要である。そこで格納容器内壁で冷
却され下降してきたガスを事故時に発生する崩壊熱を利
用してガスを上昇させる手段を設けることにより、動力
を用いずにガスを循環させるいわゆる自然循環を実現で
きる。例えば、圧力容器から放出される蒸気を凝縮する
ための冷却水を保有する圧力抑制室を有する原子炉で
は、凝縮時に格納容器内壁で冷却され下降してきたガス
を圧力抑制室で発生する蒸気で上昇させることで自然循
環を実現できる。

【００１２】

【実施例】以下、本発明の各実施例を図面に基づいて説
明する。

【００１３】図１は、本発明を電気出力１３５０ＭＷ級
の沸騰水型原子力発電プラントに適用した例である。沸
騰水型原子力発電プラントは大別して原子炉建家１００
とタービン建家２００に大別される。発電している通常
運転時には、ボイラに当たる炉心１からの核反応熱を圧
力容器２内の冷却水が受けて高温高圧な蒸気となり、主
蒸気管３を通ってタービン２０１を駆動し発電する。タ
ービン２０１を駆動した蒸気は、復水器２０２で凝縮さ
れて給水配管４を通って圧力容器２内に戻される。この
ため、主蒸気管３と給水配管４とは圧力容器２から原子
炉格納容器１０外へ延長されている。

【００１４】図１において、原子炉建家１００の格納容
器１０の中には、コンクリート構造壁１６により冷却水
プール２１とドライウエル１１と圧力抑制室１２とが仕
切られている。このコンクリート構造壁１６による格納
容器１０の内部構造物の上面は、核燃料要素等の圧力容
器２内に存在する物を取扱装置８０で取り扱うための運
転階３０とされ、運転階３０より上部は通常運転時窒素
パージされた上部空間部４４を形成している。このコン
クリート構造壁１６による構造物は鋼製の原子炉格納容
器１０により覆われている。

【００１５】ドライウエル１１内に圧力容器２が設置さ
れている。この圧力容器２内には核燃料を構成要素とし
た原子炉の炉心１が内蔵されている。圧力抑制室１２と
ドライウエル１１とは入口１７ａと出口１７ｂを備えた
ベント管１７で連通されている。圧力抑制室１２の上部
空間であるウェットウエル１３は、コンクリート構造壁
１６により、格納容器１０に接する外周部１３ａと格納
容器１０壁に接しない内周部１３ｂに分割されている。
圧力抑制室１２を分割するコンクリート構造壁１６に
は、圧力抑制室１２の水面下に複数の連通孔１８があ
り、プール水は分割された内周側プール１２ｂと外周側
プール１２ａとの両プール間を複数の連通孔１８を通っ
て循環することが可能である。ウェットウエル１３は、
プール水に浸っている液相部とパージ水が充満している
気相部に分かれる。気相部の上部、すなわち圧力抑制室
１２にも連通孔４３があり、コンクリート構造壁１６と
格納容器１０との間に形成される流路４２に連がれてい
る。尚、この時連通孔４３は水没することはないよう、
非常時冷却プール水の容量は決定する。圧力抑制室１２
のウェットウエル１３ｂの気相部は、配管４０で上部空
間部４４と連結され、ガスの流路を形成している。配管
４０の途中には開閉弁４１が有り、開閉弁４１は通常運
転時には閉の状態であり、後述する冷却材喪失事故等が
発生したしたときは開の状態になる。配管４０の出口
は、格納容器中心部付近に配置され、曲げられている構
造となっている。

【００１６】ドライウエル１１内で、自動減圧系が構成
されている。その自動減圧系の構成は、主蒸気管３の途
中には自動減圧弁２３が設けられ、その自動減圧弁２３
の排気口には配管が接続され、その配管は圧力抑制室１
２内のプール水中に接続され、そして、自動減圧系は、
圧力容器２内の冷却水水位を計測する手段が炉心１にと
って危険な低水位を検出したときに自動減圧弁２３を開
く制御系統を備えて構成されている。

【００１７】格納容器１０内には、複数種類の非常用炉
心冷却系統が内蔵されている。まず、蓄圧型非常用炉心
冷却系は、運転階３０に設置された蓄圧タンク２０と、
その蓄圧タンク２０から圧力容器２内に接続された配管
２４と、その配管２４の途中に蓄圧タンク２０方向に流
れを阻止する逆止弁２６と、開閉弁８１が備わる。蓄圧
タンク２０内にはガス圧力が加えられている。その圧力
は、例えば、３ＭＰａにする。次に、重力落下型非常用
炉心冷却系は、冷却水プール２１と、その冷却水プール
２１と圧力容器２内とを接続する配管２５と、その配管
２５の途中に冷却水プール２１方向に流れを阻止する逆
止弁２７と、開閉弁８２とが備わる。次に、炉心冠水系
は、圧力抑制室１２と圧力容器２内とを接続する炉心冠
水系配管２２と、その配管２２に取り付けられており、
圧力抑制室１２方向への流れを阻止する逆止弁８４と、
開閉弁８３とから成る。この炉心冠水系配管２２の圧力
容器２内への出口は炉心１の上端より若干高い高さとさ
れる。

【００１８】格納容器１０とコンクリート構造壁１６の
上端とは図２に示すように、接続されて密閉される。ま
た、コンクリート構造壁１６には図２，図３のようにパ
イプ８５が上下に貫通して取り付く。そのパイプ８５の
上部には図３のように圧力開放板３１が固定され、その
圧力開放板３１によりパイプ８５が塞がれている。この
圧力開放板３１は、事故時に上昇した圧力抑制室のウェ
ットウエル１３内の圧力により破壊されて開く強度が設
定されている。このために、圧力開放板３１は、事故時
の圧力により開き、その他の通常時には開かないという
開閉制御手段として採用されている。

【００１９】格納容器１０の下部はその格納容器１０の
内周に接した外周プール１５に浸されている。この外周
プールには外側への排気口８６が備えられている。外周
プール１５よりも上方の原子炉格納容器１０部分には空
冷用ダクト３３が取り付けられる。空冷ダクト３３は下
端に空気取入口３２が上端に空気出口８７が配備され
る。空冷ダクト３３の外側は空気取入口３２と空気出口
８７を除いて原子炉建屋壁８８により囲われている。

【００２０】次に、このような原子炉設備において原子
炉の運転が開始されて、冷却材喪失事故を想定した場合
の各機器の動作を説明する。

【００２１】たとえば主蒸気管３の破断による冷却材喪
失事故を想定した場合には、圧力容器２内の高温高圧蒸
気は、破断口からドライウエル１１に流出する。配管破
断によって、圧力容器２内の冷却水量が減少するため、
炉心１を冷却する能力が低下する。事故後に炉心１を核
的に停止した後、圧力容器２内の冷却水の水位が低下す
ると、自動減圧弁２３が作動し、主蒸気管３に設けられ
た自動減圧弁２３から圧力容器２内の蒸気を、圧力抑制
室１２に開放して、原子炉の減圧を促進する。自動減圧
弁２３の作動により、圧力容器２内圧力が、蓄圧タンク
２０内の圧力より低下し、逆止弁２６が開となった時点
で、蓄圧タンク２０内の冷却水が圧力によって配管２４
から圧力容器２内に注入される。これにより炉心１が冷
却される。その後、蓄圧タンク２０内の冷却水が全量注
入される前に、圧力容器２内圧力が、冷却水プール２１
と圧力容器２内との水頭差による圧力より低下して、逆
止弁２７が開となるため、冷却水プール２１内の冷却水
が重力によって配管２５を通つて圧力容器２内に注入さ
れる。冷却水プール２１が保有する大容量の冷却水は、
炉心１を冠水した後、配管破断口からオーバフローし、
圧力容器２の下部ドライウエル１１の空間を水没させ
る。さらに下部ドライウエル１１の空間を水没させた冷
却水の水位がベント管１７の上端まで上昇すると、その
冷却水が圧力抑制室１２内に流入し、圧力抑制室１２の
水深を増加させる。冷却水プール２１の保有水によっ
て、圧力抑制室１２の水深を増加できたことにより、圧
力抑制室１２と炉心１との間の水頭差が生じる。この水
頭差を利用して、冠水系配管を通して、圧力抑制室１２
内の水が圧力容器２内に注入される。圧力容器２内に注
入された水は、崩壊熱を受けて蒸発し、その蒸気は、配
管破断部や自動減圧弁２３を通って圧力抑制プール１２
内で凝縮して水に戻り、再度冠水系配管２２を通って圧
力抑制室１２内で凝縮した水が、圧力容器２内に供給さ
れるという冷却水循環回路を形成する。

【００２２】図４は、事故後におけるこのような３系統
のＥＣＣＳの保有水の水位の位置の変化を示したもので
ある。図４（１）は、通常運転中の保有水の水位の位置
を示している。この場合は、蓄圧タンク型ＥＣＣＳ，重
力落下型ＥＣＣＳとも全量の冷却水を保有している。次
に、図４（２）は、事故発生後、蓄圧型ＥＣＣＳが作動
し、蓄圧タンク２０内に貯水された保有水がなくなり、
重力落下型ＥＣＣＳが作動開始した状態の保有水の水位
の位置を示す。最後に、図４（３）は、重力落下型ＥＣ
ＣＳの冷却水プール２１内の保有水がなくなり、ＥＣＣ
Ｓの冷却水がベント管１７上端まで下部ドライウエル１
１の空間を水没させ、さらに圧力抑制室１２の水深の増
加に使用されている状態を示す。重力落下型ＥＣＣＳの
保有水によって、圧力抑制室１２の水深を増加できたこ
とにより、圧力容器２の側方に配置された圧力抑制室１
２と炉心１との間の水頭差が生じる。この水頭差を利用
して、圧力抑制室１２と圧力容器２内を接続する炉心冠
水系配管２２を通して、圧力抑制室１２内の冷却水を圧
力容器２に注入することが可能になる。圧力容器２に注
入された冷却水は、炉心１の崩壊熱を受けて蒸発し、そ
の蒸気は、配管破断部や自動減圧弁を通って圧力抑制室
１２内で凝縮して水に戻り、再度炉心冠水系配管２２を
通って、圧力容器２内に炉心１の冷却のために供給され
るという回路を形成する。この炉心冠水系により、外部
からの補給水なしで、炉心１の長期冷却が可能になる。
なお重力落下型ＥＣＣＳの保有水が全量注水され、炉心
冠水系に切り替わる際にも、炉心１の冷却が中断するこ
とのないように、炉心冠水系配管２２を通って冷却水を
炉心１に注入するのに必要な圧力抑制室１２と炉心１と
の間の水頭差を確保できる水量と、炉心１の冷却に必要
な水量、および圧力容器２の下部ドライウエル１１空間
をベント管１７の上端まで水没させる水量とを考慮し、
重力落下型ＥＣＣＳの保有水量を設定している。そし
て、重力落下型ECCSは、下部ドライウエル１１の空間を
ベント管１７の上端まで水没させ、さらに圧力抑制室１
２の水深を増加させ、長期冷却用の炉心冠水系が立ち上
がるまでの間機能すればよい。

【００２３】最後に本発明の特徴部である上部空間部４
４のガスを効率的に冷却する動作について説明する。事
故が発生すると、前述したとおり圧力開放板３１が作動
する。そこで、配管４０にある開閉弁４１を開くと、圧
力開放板３１と格納容器１０とコンクリート構造壁１６
の間の流路４２による第１のガス流路と、連通孔４３，
圧力抑制室１２の上部にあるウェットウエル気相部、配
管４０による上部空間部４４への第２のガス流路が啓さ
れる。この二つのガス流路によって上部空間部４４から
再び上部空間部４４に戻るガスの循環路が形成される。
しかも、配管４０の出口は格納容器中心部付近に配置さ
れているので、この循環路は、格納容器中心から格納容
器内壁に至る大きな循環路を形成するので、上部空間部
のガスを全体に巻き込むことができる。第１のガス流路
と第２のガス流路は連通孔４３で分けたが、他の部分で
分けてもよい。このような状態で、炉心の崩壊熱はベン
ト管１７からの蒸気凝縮によりウェットウエル液相部に
伝達されると、圧力抑制室１２の冷却水、即ちウェット
ウエル液相部が温度上昇する。ウェットウエル液相部の
熱は外周プール１５に伝達されるか、ウェットウエル液
相部の水の蒸発に使用される。この際、蒸発した蒸気
は、ウェットウエル気相部から配管４０を通り、上部空
間部４４に移動し、上部空間部４に存在しているＮ₂ガ
スと混合し、蒸気とＮ₂との混合ガスとなる。この混合
ガスは空冷ダクト３３を通る空気で冷却された格納容器
１０内壁で冷却され、冷却された混合ガスは、圧力開放
板３１を経て流路４２を下降し、連通孔４３から再びウ
ェットウエル気相部に至る。このように上部空間部ガス
は、崩壊熱による駆動力によって循環するので、上部空
間部４４においてガスは停留することがないので、上部
空間部において効率よくガスは冷却される。また、連通
孔４３は水没することはないよう、冷却水プール２１と
蓄圧タンク２０の非常時冷却水の容量は決定されてい
る。

【００２４】上述したようにように、本実施例によれ
ば、格納容器内のガスを効率よく冷却することができる
ので、崩壊熱を効率的に除去できる。この結果、事故時
における冷却機能の信頼性を向上させることができる。
また、崩壊熱を駆動源とすることにより、能動的動力を
用いることなく事故時における冷却機能の信頼性を向上
させることができる。

【００２５】第２の実施例として、電気出力６００ＭＷ
級の沸騰水型原子力発電プラントにに適用した例を図
５，図６及び図７により説明する。尚、図５は事故前の
断面図、図６は図５のＡ−Ａ横断面図、図７は事故後の
断面図をそれぞれ示す。図５に示す原子炉建家の構造
は、図１と基本的に変わりがない。図１との第１の変更
点は、蓄圧タンク２０を設けず、冷却水プール２１の他
に他の冷却水プール２８を設けて必要な冷却水を確保し
ている点である。第２の変更点は、コンクリート構造壁
１６と原子炉格納容器１との間に形成されている流路４
２を長くするため、コンクリート構造壁１６の上端部外
周に沿って、環状の流路形成壁５０を設ける構造とした
点である。

【００２６】冷却材喪失事故が発生した場合、第１の実
施例同様、冷却プール２１，５１の冷却水が開閉弁５
３，５４を開いて配管５１，５２から炉心１内に注水す
る。そして、上部空間部４４とウェットウエル気相部を
接続している配管４０の開閉弁４１を開くと、炉心崩壊
熱により圧力抑制室１２で発生した蒸気が、この配管４
０を通り、上部空間部４４へ移行し、格納容器１０内壁
で冷却された混合ガスは環状の流路形成壁５０と格納容
器１０内壁との間に形成された流路５５とコンクリート
構造壁１６と格納容器１０内壁との間に形成された流路
４２を冷却されながら下方に向って流れる。

【００２７】本実施例では、下方に向って流れる流路
が、流路５５分だけ長くなる。長くなった分だけガスは
冷却されるので、その下降速度が速くなる。下降速度が
速くなると、ガスの循環速度は速くなる。この結果、ガ
ス冷却が更に効率よく行われ、崩壊熱の除熱が短時間で
行われる。また、従来は、冷却材喪失事故時の炉心崩壊
熱を原子炉外に放出する手段としては外周プ−ルによる
冷却が行われていた。この場合、冷却材喪失事故時の炉
心崩壊熱放出効率の限界からプラント出力として６００
ＭＷが最大限となっていた。一方、本実施例によれば、
格納容器壁面での空気冷却効果がさらに加わることか
ら、ＬＯＣＡ時の炉心崩壊熱の放出率が大きくなり、出
力の大きいプラントが供給可能となる。

【００２８】ここで、格納容器での空気冷却及び水冷却
の定量的効果について述べる。ただし、環状の流路形成
壁５０による効果を除いて説明する。本実施例による外
周プ−ルによる冷却時の熱通過率は約０.３９ｋｗ／ｍ²
ｋであるのに対し、空気冷却による熱通過率は０.０１
１ｋｗ／ｍ²ｋと小さい値であり、単に熱通過率だけを
比較すると空冷は冷却効率が非常に低い。しかし、伝熱
面積は、本実施例によれば、外周プ−ルで約１２００ｍ
²，空冷面積で５１００ｍ²と空冷の方が大きい。さら
に、温度差（格納容器内部と外部の温度差）は、外周プ
−ルで約２４Ｋ，空冷領域で約７２Ｋと空冷の方が大き
い。以上、熱通過率，伝熱面積，温度差の点を総合的に
検討し、各々放熱量を算出すると以下の値となる。

【００２９】空気冷却放熱量＝０.０１１(ｋｗ／ｍ²ｋ)×５１００(ｍ²)×７２(Ｋ) ＝４０４０ｋｗ外周プ−ル放熱量＝０.３９(ｋｗ／ｍ²ｋ)×１２００(ｍ²)×２４(Ｋ) ＝１１２００ｋｗ従って、本実施例による空気冷却効率が加わることによ
り、従来の約３６％の効率向上となる。この冷却効率向
上により、従来６００ＭＷ出力プラントが最大出力であ
ったのに対し、約８２０ＭＷ程度までの出力プラントを
供給できることになる。更に、環状の流路形成壁５０に
よる効果を加味すれば、更に出力向上が図れる。

【００３０】次に第３の実施例を図８，図９を用いて説
明する。図８は事故前の断面図，図９は事故後の断面図
をそれぞれ示す。原子炉建家の構造は、図５と同じであ
る。図５と異なる点は次の点である。第２の実施例で
は、ウェットウエル気相部と上部空間部４４を配管４０
で連通したが、本実施例では、流路４２と上部空間部４
４とを接続する配管６０をコンクリート構造壁１６内を
通る構成とする。配管６０に付いている開閉弁６１を開
放すると、ドライウエル１１内の崩壊熱或は圧力抑制室
の温度上昇により、配管６０内のガスは暖められ、上昇
流となって上部空間部４４に流れる。この結果、上部空
間部のパージガスは、流路４２，配管６０等からなる循
環路を形成し、格納容器１０内側壁面での空冷効果を向
上することが可能となる。

【００３１】以上の説明において、主に崩壊熱除去のた
めに、能動的な機器をもたない自然放熱型の沸騰水型原
子力発電プラントを例にとって説明した。しかし、本発
明は、自然放熱型の沸騰水型原子力発電プラントに限ら
ず、崩壊熱などの熱を格納容器の外に放熱した場合に、
格納容器内のガスを循環させることによって格納容器を
介して行う場合に有効である。上記の実施例では、熱を
放熱するために能動的な機器を用いない例で説明した
が、内部循環用のファン等を用いて強制的に循環させて
もいよい。

【００３２】

【発明の効果】以上説明したように本発明によれば、格
納容器内のガスを効率的に冷却することができる。特
に、冷却材喪失事故において、崩壊熱を格納容器内のガ
スを介して効率的に除去できので、事故時における冷却
機能の信頼性を向上させることができる。また、崩壊熱
をガスの循環動力とすることで、能動的な動力を用いる
ことなく事故時における冷却機能の信頼性を向上させる
ことできる。更に、事故時における冷却機能を向上させ
ることで、更に出力が高い原子力発電プラントを提供で
きる原子炉冷却設備並びに及びその運転方法を提供する
ことにある。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の第１の実施例を示す断面図である。

【図２】圧力開放板付近の格納容器及びコンクリート構
造壁の構造を示す図である。

【図３】圧力開放板の構造を示す図である。

【図４】第１の実施例において、事故時の冷却水の流れ
を示す図である。

【図５】本発明の第２の実施例（事故前）を示す断面図
である。

【図６】図５のＡ−Ａ横断面図である。

【図７】本発明の第２の実施例（事故後）を示す断面図
である。

【図８】本発明の第３の実施例（事故前）を示す断面図
である。

【図９】本発明の第３の実施例（事故後）を示す断面図
である。

【符号の説明】

１…炉心原子炉格納容器、２…圧力容器、１０…格納容
器、１１…ドライウエル、１２…圧力抑制室、１３…ウ
エツトウエル、１５…外周プール、１６…コンクリート
構造壁、１７…ベント管、２０…蓄圧タンク、２１，５
１…冷却水プール、２５，４１，８１，８２…開閉弁、
３０…運転階、３１…圧力開放板、３２…空気取入口、
３３…空冷用ダクト、４０，６０…配管、４２…流路、
４３…連通孔、４４…上部空間部、５０…環状の流路形
成壁、１００…原子炉建家、200…タービン建家。

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】炉心を有する圧力容器と、前記圧力容器を
格納する格納容器と、前記格納容器内の熱の格納容器を
介して外部への放熱を促進するために格納容器内のガス
を循環させる手段とを有することを特徴とする原子炉。
【請求項２】炉心を有する圧力容器と、前記圧力容器を
格納する格納容器と、前記格納容器内のガスを上下に循
環させる手段を有することを特徴とする原子炉。
【請求項３】炉心を有する圧力容器と、前記圧力容器を
格納する格納容器と、崩壊熱を利用して前記格納容器内
のガスを循環させる手段を有することを特徴とする原子
炉。
【請求項４】前記格納容器の上部には窒素ガスがパージ
されている空間があり、前記格納容器の下部には冷却水
が保有されている格納容器内の内部構造物があることを
特徴とする請求項２又は３に記載の原子炉。
【請求項５】炉心を有する圧力容器と、前記圧力容器を
格納する格納容器と、冷却材を保有する格納容器内の内
部構造物と、前記内部構造物の上部にある上部空間部
と、前記上部空間部にあるガスを下方に流す第１のガス
流路と、前記第１のガス流路と上部空間部を結ぶ第２の
ガス流路とを有することを特徴とする原子炉。
【請求項６】炉心を有する圧力容器と、前記圧力容器を
格納する格納容器と、冷却材を保有する格納容器内の内
部構造物と、前記内部構造物の上部にある上部空間部
と、前記上部空間部にあるガスを前記格納容器の内壁に
沿って下方に流す第１のガス流路と、前記第１のガス流
路と上部空間部を結ぶ第２のガス流路とを有することを
特徴とする原子炉。
【請求項７】更に前記第１のガス流路、上部空間部、第
２のガス流路間を前記ガスを循環させる手段を有するこ
とを特徴とする請求項５又は６に記載の原子炉。
【請求項８】前記循環させる手段は崩壊熱を利用した手
段であることを特徴とする請求項７に記載の原子炉。
【請求項９】前記内部構造物は前記圧力容器から放出さ
れる蒸気を凝縮するための冷却水を保有する圧力抑制室
を有し、前記第２のガス流路は前記圧力抑制室の気相部
を介して形成されることを特徴とする請求項５又は６に
記載の原子炉。
【請求項１０】前記第２のガス流路は、前記圧力抑制室
と上部空間部を結ぶ配管と配管に設けられた開閉弁とを
有することを特徴とする請求項９に記載の原子炉。
【請求項１１】前記圧力抑制室の冷却水を冷却する冷却
水プールを有することを特徴とする請求項９に記載の原
子炉。
【請求項１２】前記第２のガス流路は、前記格納容器内
に設けられた格納容器内部構造体を介して形成されるこ
とを特徴とする請求項５又は６に記載の原子炉。
【請求項１３】前記第１のガス流路又は第２のガス流路
にガスの流れを制御する手段を有することを特徴とする
請求項５又は６に記載の原子炉。
【請求項１４】前記格納容器を冷却する手段を有するこ
とを特徴とする請求項５又は６に記載の原子炉。
【請求項１５】前記第１のガス流路を流れるガスを冷却
する手段を有することを特徴とする請求項５又は６に記
載の原子炉。
【請求項１６】前記第１のガス流路を格納容器外周全域
に設けたことを特徴とする請求項６に記載の原子炉。
【請求項１７】前記第１のガス流路を前記上部空間部に
も延長して設けたことを特徴とする請求項６に記載の原
子炉。
【請求項１８】炉心を有する圧力容器と、前記圧力容器
を格納する格納容器と、前記圧力容器から放出される蒸
気を凝縮するための冷却水を保有する圧力抑制室と、前
記圧力抑制室の冷却水を冷却する冷却水プールとを具備
する格納容器内の内部構造物と、前記内部構造物の上部
にある上部空間部と、前記格納容器を冷却する手段と、
前記上部空間部にあるガスを前記格納容器の内壁に沿っ
て下方に流す第１のガス流路と、前記圧力抑制室の気相
部を介して前記第１のガス流路と上部空間部を結ぶ第２
のガス流路と、前記第１のガス流路又は第２のガス流路
に設けられたガスの流れを制御する手段とを有すること
を特徴とする原子炉。
【請求項１９】炉心を有する圧力容器と、前記圧力容器
を格納する格納容器と、冷却材を保有する格納容器内の
内部構造物と、前記内部構造物の上部にある上部空間部
と、前記格納容器を冷却する手段と、前記上部空間部に
あるガスを前記格納容器の内壁に沿って下方に流す第１
のガス流路と、前記格納容器内に設けられた格納容器内
部構造体を介して前記第１のガス流路と上部空間部を結
ぶ第２のガス流路と、前記第１のガス流路又は第２のガ
ス流路に設けられたガスの流れを制御する手段とを有す
ることを特徴とする原子炉。
【請求項２０】原子炉を格納する格納容器の空冷能力を
高めることで出力を少なくとも３０％向上させたことを
特徴とする原子炉。
【請求項２１】炉心を有する圧力容器と、前記圧力容器
を格納する格納容器と、冷却材を保有する格納容器内の
内部構造物と、前記内部構造物の上部にある上部空間部
と、前記上部空間部にあるガスを下方に流す第１のガス
流路と、前記第１のガス流路と上部空間部を結ぶ第２の
ガス流路を有する原子炉と、原子炉に発生した蒸気をタ
ービンに送る主蒸気系と、タービンを回転させた蒸気を
凝縮する復水器と、前記凝縮水を原子炉に戻す給水系と
を有することを特徴とする原子力発電プラント。
【請求項２２】炉心を有する圧力容器と、前記圧力容器
を格納する格納容器と、冷却材を保有する格納容器内の
内部構造物と、前記内部構造物の上部にある上部空間部
と、前記上部空間部にあるガスを前記格納容器の内壁に
沿って下方に流す第１のガス流路と、前記第１のガス流
路と上部空間部を結ぶ第２のガス流路と有する原子炉
と、原子炉発生した蒸気をタービンに送る主蒸気系と、
タービンを回転させた蒸気を凝縮する復水器と、前記凝
縮水を原子炉に戻す給水系とを有することを特徴とする
原子力発電プラント。
【請求項２３】炉心を有する圧力容器と、前記圧力容器
を格納する格納容器と、前記圧力容器から放出される蒸
気を凝縮するための冷却水を保有する圧力抑制室と前記
圧力抑制室の冷却水を冷却する冷却水プールとを具備す
る格納容器内の内部構造物と、前記内部構造物の上部に
ある上部空間部と、前記格納容器を冷却する手段と、前
記上部空間部にあるガスを前記格納容器の内壁に沿って
下方に流す第１のガス流路と、前記圧力抑制室の気相部
を介して前記第１のガス流路と上部空間部を結ぶ第２の
ガス流路と、前記第１のガス流路又は第２のガス流路に
設けられたガスの流れを制御する手段とを有する原子炉
と、原子炉に発生した蒸気をタービンに送る主蒸気系
と、タービンを回転させた蒸気を凝縮する復水器と、前
記凝縮水を原子炉に戻す給水系とを有することを特徴と
する原子力発電プラント。
【請求項２４】炉心を有する圧力容器と、前記圧力容器
を格納する格納容器と、冷却材を保有する格納容器内の
内部構造物と、前記内部構造物の上部にある上部空間部
と、前記炉心に冷却水を注入する手段と、前記上部空間
部にあるガスを前記格納容器の内壁に沿って下方に流す
第１のガス流路と、前記第１のガス流路と上部空間部を
結ぶ第２のガス流路とを有する原子力発電プラントの運
転方法において、冷却水を炉心に注入する時に、前記上
部空間部のガスが第１のガス流路，第２のガス流路及び
上部空間部を循環するようにするステップを有すること
を特徴とする原子力発電プラントの運転方法。
【請求項２５】炉心を有する圧力容器と、前記圧力容器
を格納する格納容器と、冷却材を保有する格納容器内の
内部構造物と、前記内部構造物の上部にある上部空間部
と、前記炉心に冷却水を注入する手段と、前記上部空間
部にあるガスを前記格納容器の内壁に沿って下方に流す
第１のガス流路と、前記第１のガス流路と上部空間部を
結ぶ第２のガス流路とを有する原子力発電プラントの運
転方法において、冷却水を炉心に注入する時に、前記上部空間部のガスが
第１のガス流路，第２のガス流路及び上部空間部を循環
するようにするステップを有することを特徴とする原子
力発電プラントの運転方法。
【請求項２６】炉心を有する圧力容器と、前記圧力容器
を格納する格納容器と、前記格納容器内の熱の格納容器
を介して外部への放熱を促進するために格納容器内のガ
スを循環させる手段とを有する原子力発電プラントの運
転方法において、冷却水を炉心に注入する時に、前記循環させる手段を作
動させることを特徴とする原子力発電プラントの運転方
法。
【請求項２７】冷却水が保有設備を具備する格納容器内
の内部構造物の間を崩壊熱を利用して前記格納容器内の
ガスを循環させる手段を有することを特徴とする原子炉
冷却設備。
【請求項２８】格納容器と、圧力容器から放出される蒸
気を凝縮するための冷却水を保有する圧力抑制室と前記
圧力抑制室の冷却水を冷却する冷却水プールとを具備す
る格納容器内の内部構造物と、前記内部構造物において
ガスを格納容器の内壁に沿って下方に流す第１のガス流
路と、前記圧力抑制室の気相部を介して前記第１のガス
流路に連結されガスを上方に流す第２のガス流路と、前
記第１のガス流路又は第２のガス流路に設けられたガス
の流れを制御する手段とを有することを特徴とする原子
炉冷却設備。
【請求項２９】圧力容器から放出される蒸気を凝縮する
ための冷却水を保有する圧力抑制室と前記圧力抑制室を
具備する格納容器内の内部構造物と、前記格納容器内の
内部構造物においてガスを下方に流す第１のガス流路
と、前記第１のガス流路に連結されガスを上方に流す第
２のガス流路と、前記第１のガス流路又は第２のガス流
路に設けられたガスの流れを制御する手段とを有するこ
とを特徴とする原子炉冷却設備。