[发明专利]反应堆安全壳及核设施

说明书

技术领域

本发明涉及反应堆安全壳及具备该反应堆安全壳的核设施。

背景技术

在以往的沸水型轻水反应堆（BWR）中，已实际使用的代表性的有新型BWR（ABWR）。以下，对于该ABWR的反应堆安全壳等构造，根据图6说明其概要（参照专利文献1等）。

在图6中，堆芯1收纳在反应堆压力容器（RPV）2的内部。反应堆安全壳（CV）3包括圆筒状的侧壁（筒状侧壁）4、堵住其上部的顶板（top slab）5、设置在顶板5的中心部的上盖6、支撑它们并堵住圆筒状侧壁4的下部的基底垫7。它们被设计成能够承受设计基准事故时的压力上升，并构成压力边界。反应堆安全壳3的内部被区分为收纳反应堆压力容器2的干井（DW）8和压力抑制室（湿井）（WW）9。

反应堆压力容器2经由容器裙座11而被容器支架10支撑。将干井8的比容器裙座11靠上的空间称作上部干井12，将比该容器裙座11靠下的空间称作下部干井13。以呈圆周状包围该下部干井13的方式设置有压力抑制室9，在其内部储存有压力抑制池（SP）14。干井8与压力抑制池14由通气（vent）管15连结。

干井8与湿井9呈圆筒状一体构造，构成反应堆安全壳3。将隔开了干井8与湿井9的水平的台面称作隔板16。反应堆安全壳3的设计压力是计示压力为3.16kg/cm²，圆筒状侧壁4与顶板5的构造为，分别为厚度约2m与约2.4m的钢筋混凝土制，并在内表面上出于放射性物质的泄漏抑制的目的而内衬有钢制衬里（未图示）。基底垫7为约5m的厚度的同样的钢筋混凝土制。

另外，圆筒状侧壁4与顶板5的接合部，为了容易知道边界而方便地表示了将圆筒状侧壁4的边界延长到最上部的例子。实际的接合方法有时也为、顶板5骑跨在圆筒状侧壁4之上。此外，由于为钢筋混凝土制，因此有时也为、接合部构成作为两者的连续的构造物的共通部分、没有明确的边界。这样，一般将使主要的构造物为钢筋混凝土制的反应堆安全壳称作RCCV。

上盖6为了在燃料更换时能够拆卸而使用了钢制的。最近有在上盖6的上部储存有水屏蔽（未图示）的池水的类型。此外，最近也有在顶板5的上部储存有非能动安全系统的冷却水池（未图示）的类型。反应堆安全壳3的设计泄漏率为约0.5%/天。

另外，最近还研究了圆筒状侧壁4和顶板5并非由钢筋混凝土、而是由钢/混凝土复合构造（SC造）构成的方案。该SC造为，在两片模板钢板之间填充有混凝土。其特征在于，不需要钢筋的铺设，能够实现模块式的工作方式。作为对SC造的构造物的核设施的采用例，有东芝Westinghouse公司的AP1000的屏蔽建筑。

现有技术文献

专利文献

专利文献1：日本特开2004-333357号公报

发明内容

发明要解决的技术问题

在设计基准事故时从堆芯释放的放射性物质中向环境泄漏并最能够导致辐射灾害的，最近被广泛认为是粒子状的放射性物质。其最大的是粒子状的放射性碘。该粒子状的放射性物质具有水溶性强、从水密封的部分难以泄漏的特性。其它气体的放射性惰性气体等，即使以设计泄漏率泄漏，也会在大气中扩散，因此可知对遭受辐射的作用小。因而，为了降低设计基准事故时的辐射剂量，重要的是尽可能减少粒子状的放射性物质的泄漏。

在以往的ABWR中，成为如下构造：即使设计基准事故发生而释放到反应堆安全壳的内部的粒子状的放射性物质，也会因在顶板和上盖的上部储存有水而使粒子状的放射性物质难以泄漏。此外成为如下构造：在压力抑制池中也储存有池水而使粒子状的放射性物质难以泄漏。并且，在下部干井中成为如下构造：在设计基准事故时积存从反应堆压力容器流出的冷却剂等，因此仍然使粒子状的放射性物质难以从下部干井泄漏。

结果，粒子状的放射性物质会通过没有水密封效果的筒状侧壁而向环境泄漏，这提高了辐射剂量。特别是，在圆筒状侧壁的部分上，设置有大量电气系统、配管的贯通部，反应堆安全壳的设计泄漏率的大部分实际上取决于从圆筒状侧壁发生的泄漏。因而，为了降低设计基准事故时的辐射剂量，需要使从圆筒状侧壁泄漏的粒子状的放射性物质不向环境释放。

在以往的ABWR中成为如下设计：在设计基准事故时，由紧急气体处理系统（未图示）对其进行过滤处理，但在实际的严重事故时，有时还会发生电源丧失，该紧急气体处理系统会停止，因此在该情况下，担心粒子状放射性物质过多地向环境释放。