JP4436797B2

JP4436797B2 - 原子炉施設

Info

Publication number: JP4436797B2
Application number: JP2005355100A
Authority: JP
Inventors: 静平子; 和弘大高
Original assignee: Japan Atomic Power Co Ltd; Hitachi-GE Nuclear Energy Ltd
Current assignee: Japan Atomic Power Co Ltd; Hitachi GE Vernova Nuclear Energy Ltd
Priority date: 2005-12-08
Filing date: 2005-12-08
Publication date: 2010-03-24
Anticipated expiration: 2025-12-08
Also published as: JP2007155666A

Description

本発明は、原子炉建屋と当該原子炉建屋内に配設される沸騰水型原子炉の原子炉格納容器とから構成される原子炉施設に係り、特に、原子炉格納容器の構成とこれに付随する各種機器、配管、使用済み燃料貯蔵プールの配置に関する。

従来の沸騰水型原子炉（以下ＢＷＲ）の原子炉格納容器の型式には、マークI型、マークII型および最新の改良型ＢＷＲ（以下ＡＢＷＲ）が知られている。マークI型原子炉格納容器は、トーラス型と呼ばれており、原子炉圧力容器等を収納する釣鐘型のドライウェルとサプレッションプールを有するドーナツ（トーラス）形状のサプレッションチェンバーにより構成されている。なお、ドーデワードプラントのようにサプレッションチェンバーを縦型のタンクとしたマークI型格納容器の変形例もある。さらに、マークII型とＡＢＷＲは、鋼製か鉄筋コンクリート製かの違いにより若干の形状の相違はあるが、基本的には原子炉圧力容器を収納するドライウェルとサプレッションプールを収納するサプレッションチェンバーとが上下に配置された原子炉格納容器構成・形状になっている（例えば、非特許文献１参照）。

これらの原子炉格納容器は、安全系の設備であって高い耐圧・耐漏えい性および耐震性を要求されることから小型化により、経済性向上が達成し得る。また、原子炉格納容器は周囲を二次格納施設で取り囲む必要があるため、原子炉格納容器の小型化が原子炉建屋の小型化に寄与する。さらには、原子炉格納容器は原子炉建屋建設工程のクリティカルパスを構成しているため、原子炉格納容器の建設工程短縮を図ることにより、建屋の建設工期をも短縮することが可能になる。このような背景から原子炉格納容器の小型化および建設工程短縮策として種々の検討が加えられてきている（建設工期短縮方策については、例えば特許文献１および特許文献２参照）。
日立評論Ｖｏｌ．６８Ｎｏ．４（１９８６−４）特開平７−３５８８７号公報特開２００３−１６７０８６号公報

より経済性の高い原子炉施設を実現するためには小型化され、かつ建設工程の短縮に寄与する原子炉格納容器を提供することが有効である。マークI型、マークII型およびＡＢＷＲにおける原子炉格納容器では、まず原子炉圧力容器を中心とし、その廻りに原子炉圧力容器に接続する主蒸気配管、給水配管、原子炉注水配管の引き回しルートおよび逃し安全弁、主蒸気隔離弁（原子炉隔離弁）等の分解・点検を必要とする設備の分解点検に必要なスペースを確保するとともに、原子炉格納容器内の雰囲気を一定に保つための空調機の設置スペースを確保した上で、ドライウェルの形状・寸法を決定している。一方、ドライウェル内で発生した高温・高圧の蒸気を導き、凝縮させるためのサプレッションプールを有するサプレッションチェンバーを、マークI型にあってはドライウェル下部の周囲にドーナツ状（プラントによっては縦型のタンク）に、マークII型およびＡＢＷＲ型にあってはドライウェルの下部に設置し、おのおのドライウェの蒸気をサプレッションチェンバーに導くためのベント管で接続した構成としている。

上述のように、従来の原子炉格納容器は、上部にドライウェル、下部にサプレッションチェンバーの構成となっており、建設シーケンス上もこの基本構成に従い、サプレッションチェンバーを建設した後にドライウェルを建設する手順となる。また、寸法上は主蒸気配管、給水配管に始まる関連設備が原子炉圧力容器の周囲に設置される一体の構成となっている。また、上述のように、原子炉格納容器は高い耐圧性が要求されており、その形状は球形、円筒形、トーラス形など、形状上の制約があるため、全体として大型の圧力容器の形状となり小型化に際しても自ずと限度があるものとなっている。

本発明の目的は、沸騰水型原子力発電所において、原子炉格納容器の小型化および建設工程の短縮を可能とする原子炉格納容器の構成を提供することにある。

本発明は、前記目的を達成するため、以下の（１）〜（４）に示す構成を有することを特徴とする。

（１）原子炉格納容器を複数に分割して設置する。

（２）分割した複数の原子炉格納容器を並列に設置し、各原子炉格納容器を連結管で連結する。

（３）連結管内に主蒸気配管および給水配管等の所要の配管類を設置する。

（４）一方の原子炉格納容器に、逃し安全弁や主蒸気隔離弁等の保守・点検を必要とする機器・設備を集中して設置する。

具体的には、本発明の第１の手段は、原子炉建屋と当該原子炉建屋内に配設される原子炉格納容器とから構成される原子炉施設であって、前記原子炉格納容器が、原子炉炉心を内包する原子炉圧力容器と、当該原子炉圧力容器に接続されその経路上に逃し安全弁と主蒸気隔離弁とを有する主蒸気配管を含む所要の配管類および空調機が配置されるドライウェルと、当該ドライウェルとダイアフラムフロアを介して区分され内部にサプレッションプールを有するサプレッションチェンバーと、前記ドライウェルの圧力を前記サプレッションプールに導くためのベント管とを具備するものにおいて、前記原子炉格納容器を、前記原子炉圧力容器を収納した第１原子炉格納容器と、前記逃し安全弁、前記主蒸気隔離弁、前記空調機、前記ダイアフラムフロア、前記サプレッションチェンバーおよび前記ベント管を備えた第２原子炉格納容器とに分割し、これら第１および第２の原子炉格納容器を連結管を介して連結し、当該連結管内に前記主蒸気配管を含む所要の配管類を敷設したことを特徴とする。

本発明の第２の手段は、前記第１の手段に記載の原子炉施設において、前記第２原子炉格納容器を、本体部と当該本体部に着脱可能に被着される蓋部とから構成したことを特徴とする。

本発明の第３の手段は、前記第１の手段に記載の原子炉施設において、前記第１および第２の原子炉格納容器の間の前記原子炉炉心の上部に前記連結管とは別個の第２連結管を設置し、当該第２連結管内に一端が前記第１原子炉格納容器に接続され、他端が前記ベント管に接続された連絡管を敷設したことを特徴とする。

本発明の第４の手段は、前記第１の手段に記載の原子炉施設において、前記原子炉建屋における前記第２原子炉格納容器の上方部分に使用済み燃料貯蔵プールを設置したことを特徴とする。

本発明の第５の手段は、前記第１の手段に記載の原子炉施設において、前記原子炉建屋における前記第２原子炉格納容器の下方部分に安全系ポンプを設置したことを特徴とする。

本発明によれば、原子炉格納容器を分割して並列に設置する構造としたので、原子炉圧力容器を小型化できるとともに原子炉建屋の工期を短縮することができ、原子力発電所設備の経済性を向上することができる。また、原子炉圧力容器を小型化できることから耐震性等の安全性を向上できるとともに、原子炉格納容器を分割したので、その一方に分解・点検を必要とする設備を集中して設置することにより、原子炉格納容器内を保守点検する際の被ばく低減効果も期待できる。

以下、本発明に係る原子炉施設につき、実施例を挙げて説明する。

図１は実施例１に係る原子炉施設の要部縦断面図、図２は実施例１に係る原子炉施設の要部平面図、図３は実施例１に係る原子炉施設の原子炉建屋を含む平面図である。

図１および図２に示すように、本例の原子炉施設は、原子炉炉心１を内包した原子炉圧力容器２を第１原子炉格納容器４内に設置してなる。原子炉圧力容器２は、第１原子炉格納容器４の一部を形成する原子炉ペデスタル３により、原子炉建屋２５の基礎版６上に支持する。一方、第２原子炉格納容器５には、下部にサプレッションプール水８を有するサプレッションチェンバー９を設置し、上部に逃し安全弁１３および主蒸気隔離弁１４をその経路上に設けた主蒸気配管１２と、逃し安全弁１３および主蒸気隔離弁１４を分解・点検するためのモノレール１５と空調機１６とを有するドライウェル９ａを設置し、サプレッションチェンバー９とドライウェル９ａとの境界には、ダイアフラムフロア１０とベント管１１とを設置する。

なお、第２原子炉格納容器５は、第１原子炉格納容器４のタービン建屋側（図１および図２の右側）に設置することにより、主蒸気配管１２の引き回しルートおよび長さを合理的なものとしている。

また、第１原子炉格納容器４と第２原子炉格納容器５を連結管７で接続し、この連結管７内には主蒸気配管１２および図示しない給水配管等の所要の配管類や第２原子炉格納容器５内に設置した空調機１６からの換気ダクト等を設置する。

図２に示すように、第２原子炉格納容器５内には、逃し安全弁１３および主蒸気隔離弁１４をその経路上に設けた主蒸気配管１２が設置され、かつその近傍に空調機１６が設置されている。このように、本例の原子炉施設では、保守点検を必要とする機器類を第２原子炉格納容器５内に集中して設置している。これにより、従来においては原子炉圧力容器の周囲に設置している設備を第２原子炉格納容器５内にスペース的に効率良く設置することが可能となる。

また、図３に示すように、本例の原子炉施設では、第２原子炉格納容器５内のサプレッションプールを水源とする安全系ポンプ１７を第２原子炉格納容器５の近傍に設置するとともに、第１原子炉格納容器４に隣接しかつタービン建屋側と逆側に使用済み燃料貯蔵プール１８を設置している。

なお、第１原子炉格納容器４で発生した高温・高圧の蒸気は、第２原子炉格納容器５内のベント管１１を経由してサプレッションプール水８に導かれた後に凝縮し、原子炉格納容器内の圧力を低減するが、連結管７は第１原子炉格納容器４で発生した高温・高圧の蒸気を第２原子炉格納容器５内に導く役割も有している。この際、第１原子炉格納容器４内で部分的に過大な圧力が生じないよう、この連結管７の内径を大きくするかまたは複数本設置することにより、容易に対応が可能なものとしている。

また、原子炉の定期点検時には燃料の交換作業や逃し安全弁１３および原子炉隔離弁１４を分解・点検が実施されるが、従来の原子炉格納容器では原子炉圧力容器の廻りにこれらの分解・点検を必要とする機器が設置されるため、炉心からの被ばく低減のために原子炉圧力容器に周囲に遮へい壁を設置していたが、本例の原子炉施設は、原子炉圧力容器と分解・点検を必要とする機器とが別個の空間に設置されているため、定期点検時の被ばく低減に寄与することができる。

このように、本例の原子炉施設は、原子炉格納容器を分割構造としたので、従来一体で形状および寸法が決定せられていた原子炉格納容器の内径をより小さいものとすることができ、よりコンパクトにしてより高圧に耐え得る原子炉格納容器とすることができる。つまり、原子炉格納容器では、サプレッションチェンバー９の空間容積とダイアフラムフロア１０で仕切られたそれ以外の空間容積の比（サプレッションチェンバー９の空間容積／ダイアフラムフロア１０で仕切られたそれ以外の空間容積）によって格納容器の設計圧力が決定される（例えばＡＢＷＲでは０．８程度）が、設計圧力が大きければ、この容積比を小さくすることが可能であり、これはサプレッションチェンバー９の空間容積の縮小が可能であることを意味している。

また、設計圧力と格納容器の内径との関連については、下記の「内面に圧力を受ける円筒形の胴の計算式」に示すように胴の計算上必要な厚さ（ｔ）を一定とした場合、胴の内径（Ｄｉ）が小さければ最高使用圧力（Ｐ）を大きくすることができ、コンパクトな原子炉格納容器即ちサプレッションチェンバー９の空間容積の縮小を実現することができる。

「内面に圧力を受ける円筒形の胴の計算式」
ｔ=ＰＤｉ/（２００Ｓη−１．２Ｐ）
ここで、ｔ：胴の計算上必要な厚さ
Ｐ：最高使用圧力
Ｄｉ：胴の内径
Ｓ：材料の許容引っ張り応力
η：継ぎ手の効率
また、図１に示すように、本例の原子炉施設は、第１原子炉格納容器４と第２原子炉格納容器５とを並列に設置するため、従来の原子炉格納容器のように原子炉建屋２５を下部より順に建設する方式に代わり、原子炉圧力容器２とその他の部分とを平行して建設する方式を採ることが可能となる。これにより原子炉格納容器４，５の建設工程の短縮が可能となるとともに、副次的には格納容器全体の重心が低くなることによる耐震性の向上が期待できる。

さらに、本例の原子炉施設は、原子炉格納容器のモジュール化が容易であるため、第１原子炉格納容器４については原子炉圧力容器２と第１原子炉格納容器４の本体、第２原子炉格納容器５については第１原子炉格納容器４に設置する設備以外の設備を建屋周辺ヤードまたは専用モジュール工場にて一体に組み込み、それぞれモジュール化された原子炉格納容器４，５を大型のクレーンにて原子炉建屋内に設置可能とする構成としている。

図４は実施例１に係る原子炉設備の建設手順を建設シーケンス毎に示した図である。図４の建設シーケンス１では、所要の位置に連結管７が埋め込まれた原子炉建屋２５を建設する。建設シーケンス２では、原子炉圧力容器２が既に組み込まれ、かつ原子炉圧力容器２を支持する原子炉ペデスタル３が一体に形成されてモジュール化された第１原子炉格納容器４を原子炉建屋２５の所定の部位に組み込み、次いで、下部にサプレッションチェンバー９を設置し、上部に逃し安全弁１３および原子炉隔離弁１４をその経路上に設けた主蒸気配管１２と、逃し安全弁１３および原子炉隔離弁１４を分解・点検するためのモノレール１５とを有するドライウェル９ａを設置し、さらにはこれらサプレッションチェンバー９とドライウェル９ａとの境界にはダイアフラムフロア１０とベント管１２を予め組み込んでモジュール化された第２原子炉格納容器５を原子炉建屋２５の所定の部位に組み込む。建設シーケンス３では、第１原子炉格納容器４と連結管７とを溶接して連結するとともに、第２原子炉格納容器５と連結管７とを連結する。しかる後に、建設シーケンス４では、コンクリート製ダイアフラムフロアの場合にはダイアフラムフロア１０へのコンクリートの打設を行うとともに、サプレッションチェンバー９にサプレッションプール水８を注入する。なお、主蒸気配管１２等の配管類には配管を支持するためのサポートが設置されるが、このサポートはモジュール組み込み時の固定設備としても有効に利用される。

このように、本例の原子炉施設は、従来原子炉格納容器の下部から順次上方に向けて建設していた手順を並列化することができるので、第１および第２の原子炉格納容器をモジュール化できることと相俟って、建設工期の短縮と、現地工事の大幅な省力化を達成することができる。

図５は実施例２に係る原子炉施設の要部縦断面図、図６は実施例２に係る原子炉施設の平面図である。本例の原子炉施設は、第２原子炉格納容器５の上部即ち第１原子炉格納容器４のタービン建屋側に使用済み燃料貯蔵プール１８を設置した構成としている。

第２原子炉格納容器５の上下方向の位置は、主蒸気配管１２の長さを変更することによって第１原子炉格納容器４の位置とは個別に調節することができるので、本発明の基本構成を換えることなく容易に第２原子炉格納容器５の上下位置が調節できる。そして、本例の原子炉施設のように、第２原子炉格納容器５と使用済み燃料貯蔵プール１８とを同一投影内に設置すると、原子炉建屋投影面積を縮小することができるので、よりコンパクトな建屋を提供することが可能となる。また、第２原子炉格納容器５の上部の遮へい床とプール床とを兼用することができるので、コンクリート物量の低減にも寄与できる。

図７は実施例３に係る原子炉施設の縦断面図である。本例の原子炉施設においても、原子炉格納容器４，５の基本構成は実施例１に係る原子炉施設と同様であるが、本例においては、第２原子炉格納容器５の上部を開放可能なフランジ蓋付き構造とし、逃し安全弁１３および主蒸気隔離弁１４を運転床２４で保守点検できるようにしている。また、第２原子炉格納容器５の上部に通常運転時の遮へいのための遮へいプラグ２０を設置している。定期点検時には、まず遮へいプラグ２０を取り除いて、フランジ蓋１９を運転床２４に仮置きする。その後、逃し安全弁１３および主蒸気隔離弁１４を運転床２４にて補修または点検を行う。これらの作業に伴う物品の移動および仮置きは全て運転床２４上に設置する天井クレーンにて操作することが可能である。

本例の原子炉施設は、第２原子炉格納容器５の上部に逃し安全弁１３や主蒸気隔離弁１４を分解・点検するためのスペースを有しないので、原子炉格納容器の更なるコンパクト化を可能なものとしている。

図８および図９は実施例４に係る原子炉施設の縦断面図である。図８に示すように、想定事故時にはサプレッションプールを水源とする水を炉心に注水するため、第１原子炉格納容器４の下部にはドローダウン水２１が滞留する。このドローダウン水２１は予め死水としてサプレッションプール水８に必要容積として加算して設計されている。即ち、このドローダウン水２１が多い場合にはサプレッションプール水８の必要水量も大きいため、全体として格納容器の必要容積も大きくなる。図９はこのドローダウン水２１を低減するため、第１原子炉格納容器４と第２原子炉格納容器５とを連結管７とは別個の連結管７ａにて連結し、当該連結管７ａ内に一端が第２原子炉格納容器５内のベント管１１に接続された連絡管２２を敷設した構成となっている。

なお、連結管７ａの第２原子炉格納容器５との接続部は閉止構造とする。これは、第１原子炉格納容器４において仮想事故を想定した場合に第１原子炉格納容器４内で発生する高温・高圧の蒸気がサプレッションプール水８で凝縮されることなく直接にサプレッションプールチェンバー９に導かれることを避けるためである。これにより、第１原子炉格納容器４のドローダウン水は連絡管２２および第２原子炉格納容器５内のベント管１１を経由してサプレッションプール８に戻るため、ドローダウン水が低減可能となり、原子炉格納容器全体のコンパクト化に寄与できる。

図１０は実施例５に係る原子炉施設の要部縦断面図、図１１は実施例５に係る原子炉施設の平面図である。

実施例２にも示したように、第２原子炉格納容器５の上下方向の位置は第１原子炉格納容器４の位置とは個別に主蒸気配管１２の長さによって調節が可能であるので、本例においては、図１０に示すように、第２原子炉格納容器５の下部に安全系ポンプ１７を設置し、サプレッションプール水８を直接ポンプに導き、注水系配管２３により第１原子炉格納容器４内の原子炉圧力容器２に注水する構成としている。さらに、安全系ポンプ１７は、サプレッションプール水８の下部に設置するため、充分な吸い込み水頭の確保が可能となり、この結果同一フロア内で保守点検が可能となる横型ポンプの採用が可能になる。また、安全系ポンプ１７はサプレッションプール水８の下部に設置されるので、図１１に示すように、第２原子炉格納容器５と安全系ポンプ１７が同一投影面内に設置されることにより、建屋平面積が低減され、コンパクトな原子炉建屋を提供することが可能となる。また、安全系ポンプ１７と第２原子炉格納容器５とを上下にモジュール化し、更なる建設性の向上を図ることも可能である。

実施例１に係る原子炉施設の要部縦断面図である。実施例１に係る原子炉施設の要部横断面図である。実施例１に係る原子炉施設の平面図である。実施例１に係る原子炉施設の建設シーケンスを示す図である。実施例２に係る原子炉施設の要部縦断面図である。実施例２に係る原子炉施設の平面図である。実施例３に係る原子炉施設の要部縦断面図である。実施例４に係る原子炉施設の要部縦断面図である。実施例４に係る原子炉施設の要部縦断面図である。実施例５に係る原子炉施設の要部縦断面図である。実施例５に係る原子炉施設の平面図である。

符号の説明

１原子炉炉心
２原子炉圧力容器
３原子炉ペデスタル
４第１原子炉格納容器
５第２原子炉格納容器
６建屋基礎版
７，７ａ連結管
８サプレッションプール
９サプレッションチェンバー
９ａドライウェル
１０ダイアフラムフロア
１１ベント管
１２主蒸気配管
１３逃し安全弁
１４主蒸気隔離弁
１５モノレール
１６空調機
１７安全系ポンプ
１８使用済み燃料貯蔵プール
１９第２原子炉格納容器蓋
２０遮へいプラグ
２１ドローダウン水
２２連絡管
２３注水系配管
２４原子炉建屋運転床
２５原子炉建屋

Claims

原子炉建屋と当該原子炉建屋内に配設される原子炉格納容器とから構成される原子炉施設であって、前記原子炉格納容器が、原子炉炉心を内包する原子炉圧力容器と、当該原子炉圧力容器に接続されその経路上に逃し安全弁と主蒸気隔離弁とを有する主蒸気配管を含む所要の配管類および空調機が配置されるドライウェルと、当該ドライウェルとダイアフラムフロアを介して区分され内部にサプレッションプールを有するサプレッションチェンバーと、前記ドライウェルの圧力を前記サプレッションプールに導くためのベント管とを具備するものにおいて、前記原子炉格納容器を、前記原子炉圧力容器を収納した第１原子炉格納容器と、前記逃し安全弁、前記主蒸気隔離弁、前記空調機、前記ダイアフラムフロア、前記サプレッションチェンバーおよび前記ベント管を備えた第２原子炉格納容器とに分割し、これら第１および第２の原子炉格納容器を連結管を介して連結し、当該連結管内に前記主蒸気配管を含む所要の配管類を敷設したことを特徴とする原子炉施設。
請求項１に記載の原子炉施設において、前記第２原子炉格納容器を、本体部と当該本体部に着脱可能に被着される蓋部とから構成したことを特徴とする原子炉施設。
請求項１に記載の原子炉施設において、前記第１および第２の原子炉格納容器の間の前記原子炉炉心の上部に前記連結管とは別個の第２連結管を設置し、当該第２連結管内に一端が前記第１原子炉格納容器に接続され、他端が前記ベント管に接続された連絡管を敷設したことを特徴とする原子炉施設。
請求項１に記載の原子炉施設において、前記原子炉建屋における前記第２原子炉格納容器の上方部分に使用済み燃料貯蔵プールを設置したことを特徴とする原子炉施設。
請求項１に記載の原子炉施設において、前記原子炉建屋における前記第２原子炉格納容器の下方部分に安全系ポンプを設置したことを特徴とする原子炉施設。