JP7699080B2

JP7699080B2 - 原子炉格納容器

Info

Publication number: JP7699080B2
Application number: JP2022088985A
Authority: JP
Inventors: 憲弥松尾
Original assignee: Hitachi-GE Nuclear Energy Ltd
Current assignee: Hitachi GE Vernova Nuclear Energy Ltd
Priority date: 2022-05-31
Filing date: 2022-05-31
Publication date: 2025-06-26
Anticipated expiration: 2042-05-31
Also published as: JP2023176611A

Description

本発明は、ＳＣ構造を有する原子炉格納容器に関する。

次期の原子炉・次世代の原子炉では、鋼板とコンクリートをスタッドで一体化したＳＣ構造を原子炉格納容器に適用した、ＳＣ構造格納容器（SCCV）を採用することが、現地工事省力化及び工期短縮の観点から有望視されている。

特許文献１では、施工時における作業性を向上させるとともに、事故時においても内側鋼板の亀裂や破断の発生を低減して、安全性を確保することができる原子炉格納容器を提供することを目的としている。
特許文献１の原子炉格納容器では、具体的には、コンクリート層を内側鋼板と外側鋼板で挟み込み、内側鋼板には溝が形成されている。この溝が変形することによって、内側鋼板に生じる熱ひずみを緩和し、内側鋼板及びコンクリートに生じる亀裂や破断の発生を防止している。

特開２００１－２８１３７９号公報

SCCVでは、事故時の温度条件が厳しい（200℃程度）、上部ドライウェル部の内側の鋼板が、鋼板のスラスト力で座屈する可能性がある。そのため、スタッドのピッチを狭くすること、より強度が高い鋼板を使用する必要があること、及び、内側鋼板と外側鋼板の間のコンクリート層からの蒸気の背圧による内側鋼板の座屈防止のための蒸気抜き機構が必要となる、という課題を有している。

特許文献１の原子炉格納容器では、上述したように、内側鋼板に溝が形成されていることにより、内側鋼板に生じる熱ひずみを緩和することができる。
しかしながら、特許文献１の原子炉格納容器では、溝が形成されている内側鋼板とコンクリート層との間の空間部が閉じた空間となっているため、コンクリート層からの蒸気の背圧を開放することができず、蒸気の背圧により内側鋼板に座屈が発生する虞がある。

上述した問題の解決のために、本発明においては、内側鋼板と外側鋼板の間のコンクリート層からの蒸気の背圧による内側鋼板の座屈を防止することができる原子炉格納容器を提供するものである。

また、本発明の上記の目的及びその他の目的と本発明の新規な特徴は、本明細書の記述及び添付図面によって明らかにする。

本発明の原子炉格納容器は、鋼板で構成された第１層と、第１層より外側に設けられ、コンクリートで構成された第２層と、第２層より外側に設けられ、鋼板で構成された第３層と、を備えた原子炉格納容器である。
そして、本発明の原子炉格納容器は、原子炉格納容器の内部にある上部ドライウェルと接する部分の第１層と、第２層との間に、上部が解放された空間部が存在し、上部ドライウェルと接する部分の第１層は、空間部が存在していることにより第２層とは離間していて、第２層とは接しておらず、上部ドライウェルと接する部分以外の部分の第１層は、第２層と接している。

上述の本発明の原子炉格納容器によれば、上部ドライウェルと接する部分の第１層と、第２層との間に、上部が解放された空間部が存在するので、第２層のコンクリートからの蒸気の背圧を空間部から解放することができる。これにより、蒸気の背圧による内側の鋼板の座屈の発生を防止することができる。

なお、上述した以外の課題、構成及び効果は、以下の実施の形態の説明により明らかにされる。

実施例１の原子炉格納容器の模式断面図である。図１の要部の拡大断面図である。実施例２の原子炉格納容器の要部の拡大断面図である。

以下、本発明に係る実施の形態及び実施例について、文章もしくは図面を用いて説明する。ただし、本発明に示す構造、材料、その他具体的な各種の構成等は、ここで取り上げた実施の形態や実施例に限定されることはなく、要旨を変更しない範囲で適宜組み合わせや改良が可能である。また、本発明に直接関係のない要素は図示を省略する。

本発明の原子炉格納容器は、鋼板で構成された第１層と、第１層より外側に設けられ、コンクリートで構成された第２層と、第２層より外側に設けられ、鋼板で構成された第３層と、を備えた原子炉格納容器である。即ち、本発明の原子炉格納容器は、鋼板とコンクリートと鋼板とから成る、前述したＳＣ構造を有する。

そして、本発明の原子炉格納容器は、原子炉格納容器の内部にある上部ドライウェルと接する部分の第１層と、第２層との間に、上部が解放された空間部が存在する。

本発明の原子炉格納容器の構成によれば、上部ドライウェルと接する部分の第１層と、第２層との間に、上部が解放された空間部が存在するので、第２層のコンクリートからの蒸気の背圧を空間部から解放することができる。これにより、蒸気の背圧による内側の鋼板の座屈の発生を防止することができる。

上記の原子炉格納容器において、第１層の外側に、空間部の下にサンドクッションが接続され、サンドクッションに、原子炉格納容器の外部へ延びる排水管が接続されている構成とすることができる。
この構成の場合、第１層の鋼板を外側から冷却水で冷却して、使用後の冷却水をサンドクッションと排水管を通じて、原子炉格納容器の外部に排出することができる。

上記の原子炉格納容器において、第１層の外側に、ＣＴ鋼若しくはＦＢ鋼が配置されて、第１層の鋼板が補強されている構成とすることができる。
この構成の場合、第１層の外側に配置されたＣＴ鋼若しくはＦＢ鋼によって、第１層の鋼板を補強して、耐震性能を向上することができる。

上記の原子炉格納容器において、空間部が、上部ドライウェルの上方に設けられ冷却水を収容する冷却プールと、通じている構成とすることができる。
この構成の場合、冷却プールから空間部に冷却水を流して、第１層の鋼板を冷却することができる。

上記の構成において、さらに、冷却プールと空間部との間に、開閉可能な接続部が設けられている構成とすることができる。
この構成の場合、接続部の開閉を制御することにより、空間部に流す冷却水の流量や、冷却水による第１層の鋼板の冷却の有無を、調整することができる。

続いて、原子炉格納容器の具体的な実施例を説明する。

（実施例１）
以下、実施例１の原子炉格納容器を、図１～図２を参照して説明する。
図１は、実施例１の原子炉格納容器の模式断面図である。図１では、原子炉格納容器３を含む原子炉建屋の断面図を模式的に示している。
また、図２は、図１の要部の拡大断面図である。

図１に示すように、本実施例の原子炉格納容器３は、炉心１が収容された原子炉圧力容器２を内部に有しており、内側の第１層の内側鋼板１１と、中間の第２層のコンクリート１２と、外側の第３層の外側鋼板１３との３層構造となっている。即ち、この原子炉格納容器３は、前述したＳＣ構造を有している。
第１層の内側鋼板１１と、第３層の外側鋼板１３とは、図示しないが、それぞれ筒状に形成されている。

原子炉圧力容器２と原子炉格納容器３との間は、下部のサプレッションプール４と、上部の上部ドライウェル５とに分かれており、サプレッションプール４と上部ドライウェル５とは、それらの間に設けられたダイアフラムフロア６によって隔離されている。
サプレッションプール４の底部には、冷却水７が収容されている。

上部ドライウェル５のさらに上方には、水を収容する冷却プール８，９，１０が設けられている。隣接する各冷却プール８，９，１０の間は、コンクリートにより隔離されている。
冷却プール８，９，１０は、例えば、サプレッションプール、使用済み燃料プール、機器仮置きプール、等として使用される。

本実施例の原子炉格納容器３は、特に、図１～図２に示すように、上部ドライウェル５と接する部分の第１層の内側鋼板１１と、第２層のコンクリート１２との間に、空間部１４が設けられている。
空間部１４は、図２の拡大断面図に示す範囲の部分では、ほぼ均一の厚さとなっていて、上部では、原子炉格納容器３の径の縮小に伴い、上にいくほど厚くなっている。また、空間部１４は、特許文献１の構成の閉じた空間部とは異なり、上部が解放されている。

なお、原子炉格納容器３のうち、上部ドライウェル５と接する部分以外の、サプレッションプール４と接する部分では、空間部を設けないで、第１層の内側鋼板１１と第２層のコンクリート１２とが接している。
また、第１層の内側鋼板１１は、図１～図２に示すように、上部ドライウェル５と接する部分と、サプレッションプール４と接する部分とが、連続して形成された一体の鋼板となっている。

さらに、本実施例では、上部ドライウェル５の上の冷却プール９の下のコンクリートを貫通して、冷却プール９と空間部１４とを接続する接続部１５が設けられている。この接続部１５は、弁等の開閉可能な構成とされる。この接続部１５により、冷却プール９と空間部１４とが通じている。

そして、接続部１５を開放することにより、矢印Ｗで示すように、冷却プール９内の水を、内側鋼板１１に沿って空間部１４に流すことができ、この水Ｗにより内側鋼板１１を冷却することができる。これにより、事故時に、冷却プール９から水を流して、内側鋼板１１を冷却することができる。
また、接続部１５の開閉を制御することにより、空間部１４に流す水Ｗの流量や、水Ｗによる第１層の内側鋼板１１の冷却の有無を、調整することができる。
なお、空間部１４に流入した水を排出するために、図示しない箇所の空間部１４に、排出口を設けることが好ましい。

また、空間部１４に水Ｗを流すことにより、ダイアフラムフロア６よりも上の原子炉格納容器３（内側鋼板１１など）を、図示しない配管が貫通している、所謂ペネトレーション部において、ペネトレーション部を冷却や封水することが可能である。

本実施例によれば、内側鋼板１１とコンクリート１２との間に空間部１４が設けられているので、内側鋼板１１がコンクリート１２に対して独立している。これにより、内側鋼板１１は、上部ドライウェルの２００℃程度の高温に曝されても、熱歪みに対して自由に変形させることができるので、内側鋼板１１の熱変形による座屈の発生を防止できる。
そして、本実施例では、内側鋼板１１に対して、特許文献１の構成の溝部のような加工を施す必要がないため、内側鋼板に溝部を設けた特許文献１の構成と比較して、内側鋼板１１の製造コストを低減することができる。

また、本実施例によれば、内側鋼板１１とコンクリート１２との間に、空間部１４が設けられているため、コンクリート１２からの蒸気の背圧は、内側鋼板１１には直接作用しないことから、蒸気の背圧による内側鋼板１１の座屈を防止できる。
特に、空間部１４が、特許文献１の構成の閉じた空間部とは異なり、上部が広くなっていて解放されているため、コンクリート１２からの蒸気の背圧を上部へ逃すことができる。

また、本実施例によれば、上部ドライウェル５の上方に設けられ、冷却水を収容する冷却プール９と、空間部１４とが、接続部１５で通じているため、接続部１５を通じて冷却水プール９の水Ｗを空間部１４に流して、内側鋼板１１を冷却することができる。

以上述べた作用効果が得られるので、本実施例によれば、耐熱性能、耐圧性能、冷却性能をすべて備えた原子力格納容器３を提供することができる。

（実施例２）
次に、実施例２の原子炉格納容器を説明する。
図３は、実施例２の原子炉格納容器の要部の拡大断面図を示す。
図３において、実施例１の原子炉格納容器３と同様の構成要素には、同一の符号を付している。

本実施例の原子炉格納容器３は、図３に示すように、空間部１４に流入した水Ｗを排出するために、空間部１４の下にサンドクッション１８が設けられ、サンドクッション１８から原子炉格納容器３の外部へ排水管１９が延びている。
また、図２に示した実施例１の原子炉格納容器３と同様に、空間部１４は、図２の拡大断面図に示す範囲の部分では、ほぼ均一の厚さとなっている。
その他の構成は、図１～図２に示した実施例１の構成と同様であるので、重複説明を省略する。

本実施例によれば、実施例１と同様に、上部ドライウェル５と対向する部分において、内側鋼板１１とコンクリート１２との間に空間部１４が設けられ、空間部１４が接続部１５を介して図１に示した冷却プール９と通じている。
これにより、本実施例によれば、実施例１と同様に、耐熱性能、耐圧性能、冷却性能をすべて備えた原子力格納容器３を提供することができる。

また、本実施例によれば、空間部１４の下にサンドクッション１８が設けられ、サンドクッション１８から原子炉格納容器３の外部へ排水管１９が延びているので、空間部１４に入った水を、サンドクッション１８及び排水管１９を通じて容易に排出できる。

（変形例）
上述した実施例に対する一変形例として、第１層の内側鋼板の外側にＣＴ鋼若しくはＦＢ鋼を設けて、内側鋼板を補強する構成を採用することもできる。
この構成の場合、第１層の内側鋼板の外側に設けたＣＴ鋼若しくはＦＢ鋼と、第２層のコンクリートとの間に、空間部を有する。
ＣＴ鋼若しくはＦＢ鋼は、内側鋼板と接していても、内側鋼板との間に空間部を有していてもよい。
内側鋼板の外側をＣＴ鋼若しくはＦＢ鋼で補強することにより、原子炉格納容器の耐震性を向上することができる。

また、実施例１及び実施例２では、図２及び図３の拡大断面図の範囲の部分において、空間部１４の厚さがほぼ均一であったが、空間部の厚さはほぼ均一である構成に限定されない。
例えば、上方が厚くて下方が薄くなるように、空間部とコンクリートとの境界面が斜面となっている構成を採用することも可能である。この構成の場合、空間部の上方が厚いので蒸気が逃げやすくなる。また、境界面が斜面であるため、境界面が水平面に垂直な面である実施例１及び実施例２の構成と同様に、冷却水の流れを妨げない。

また、上述した実施例に対する他の変形例として、冷却プール９と接続部１５を通じて空間部１４へ水Ｗを流す構成の代わりに、他の構成によって空間部へ水を流す構成を、採用することも可能である。例えば、他の冷却プールや給水設備から給水管を通じて、空間部に水を供給する構成も可能である。
上述した実施例のように、冷却プール９と接続部１５を通じて空間部１４へ水Ｗを流す構成を採用した場合には、水Ｗの速度や流量を大きくできる利点を有する。

なお、本発明は、上述した実施の形態及び実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上述した各実施の形態及び実施例は、本発明を分かり易く説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。

１…炉心、２…原子炉圧力容器、３…原子炉格納容器、４…サプレッションプール、５…上部ドライウェル、６…ダイアフラムフロア、７…冷却水、８，９，１０…冷却プール、１１…内側鋼板、１２…コンクリート、１３…外側鋼板、１４…空間部、１５…接続部、１８…サンドクッション、１９…排水管、Ｗ…水

Claims

鋼板で構成された第１層と、
前記第１層より外側に設けられ、コンクリートで構成された第２層と、
前記第２層より外側に設けられ、鋼板で構成された第３層と、を備えた原子炉格納容器であって、
前記原子炉格納容器の内部にある上部ドライウェルと接する部分の前記第１層と、前記第２層との間に、上部が解放された空間部が存在し、
前記上部ドライウェルと接する部分の前記第１層は、前記空間部が存在していることにより前記第２層とは離間していて、前記第２層とは接しておらず、
前記上部ドライウェルと接する部分以外の部分の前記第１層は、前記第２層と接している
原子炉格納容器。
前記空間部の下にサンドクッションが接続され、前記サンドクッションに、原子炉格納容器の外部へ延びる排水管が接続されている請求項１に記載の原子炉格納容器。
前記第３層は、前記第２層と接しており、前記上部ドライウェルと接する部分以外の部分の前記第１層と前記第２層と前記第３層が一体化されている請求項１に記載の原子炉格納容器。
前記空間部は、前記上部ドライウェルの上方に設けられ冷却水を収容する冷却プールと、通じている請求項１に記載の原子炉格納容器。
前記冷却プールと前記空間部との間に、開閉可能な接続部が設けられている請求項４に記載の原子炉格納容器。