JP2013096928A - Reactor facilities and reactor containment vessel cooling system - Google Patents

Reactor facilities and reactor containment vessel cooling system Download PDF

Info

Publication number
JP2013096928A
JP2013096928A JP2011241931A JP2011241931A JP2013096928A JP 2013096928 A JP2013096928 A JP 2013096928A JP 2011241931 A JP2011241931 A JP 2011241931A JP 2011241931 A JP2011241931 A JP 2011241931A JP 2013096928 A JP2013096928 A JP 2013096928A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
reactor
containment vessel
cooling water
working medium
cooling
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
JP2011241931A
Other languages
Japanese (ja)
Inventor
Norio Sakai
紀夫 堺
Yasushi Yamamoto
泰 山本
Taku Kitamura
拓 北村
Yukitaka Yamazaki
之崇 山崎
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP2011241931A priority Critical patent/JP2013096928A/en
Publication of JP2013096928A publication Critical patent/JP2013096928A/en
Pending legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To supply cooling water without using an external power source when sprinkling water from an upper side to an outer surface of a reactor containment vessel in the case of coolant leakage.SOLUTION: In nuclear facilities including a reactor vessel 2 which contains a reactor core and a reactor coolant, a reactor containment vessel 4 which accommodates the reactor vessel 2 and a leakage cooling system for cooling the reactor containment vessel 4 from the outside when the reactor coolant is leaked from the reactor vessel 2. The leakage cooling system comprises a cooling water supply pump 141 which transfers cooling water for cooling an external wall surface of the reactor containment vessel 4 to the upper side of the reactor containment vessel 4, and a cooling pump motive force supply section which supplies a motive force to the cooling water supply pump 141 by utilizing heat from the leaked reactor coolant.

Description

本発明は、原子炉施設および原子炉格納容器冷却システムに関する。   The present invention relates to a nuclear reactor facility and a reactor containment vessel cooling system.

原子力プラントにおいて配管の破断等により冷却材が原子炉格納容器内へ放出された場合、冷却材は減圧によって高温の蒸気となるため原子炉格納容器内の圧力が上昇する。   When the coolant is discharged into the reactor containment vessel due to pipe breakage or the like in the nuclear power plant, the coolant becomes high-temperature steam due to the reduced pressure, and thus the pressure in the reactor containment vessel rises.

このような場合に原子炉格納容器の圧力上昇を抑制し、健全性を確保するため、発生した蒸気を原子炉格納容器内の圧力抑制プールに誘導し凝縮させる方法や、格納容器スプレイ系によるスプレイ水により原子炉格納容器上部から内部に散水し、蒸気を凝縮させる方法が知られている(非特許文献1)。   In such a case, in order to suppress the rise in pressure in the containment vessel and ensure soundness, the generated steam is guided to the pressure restraint pool in the containment vessel and condensed, or sprayed by the containment vessel spray system. A method is known in which water is sprinkled from the upper part of the reactor containment vessel with water to condense the steam (Non-Patent Document 1).

これらの方法では、圧力抑制プールやスプレイ水に蓄積された熱はポンプ等の動的機器により、熱交換器を介して最終的に外部へ放出する必要がある。   In these methods, heat accumulated in the pressure suppression pool and spray water needs to be finally released to the outside through a heat exchanger by a dynamic device such as a pump.

これに対して、原子炉容器に原子炉冷却系配管が接続されており、これらを原子炉格納容器が格納している。原子炉格納容器と原子炉建屋の間には、原子炉格納容器を取り囲む形でアニュラス型の環状流路が設けられ、さらに原子炉格納容器の上部に上部冷却用水タンクが設置されている。   On the other hand, reactor cooling system piping is connected to the reactor vessel, and these are stored in the reactor containment vessel. Between the reactor containment vessel and the reactor building, an annulus-shaped annular flow path is provided so as to surround the reactor containment vessel, and an upper cooling water tank is installed above the reactor containment vessel.

上部冷却用水タンクに連通する上部散水管から水を原子炉格納容器の上部表面へ散水する。水は重力によってそのまま原子炉格納容器の側面を流れ落ちる過程で壁面からの熱伝達によって蒸発する。この際に蒸発潜熱に相当する熱を原子炉格納容器の表面から奪い、蒸発した蒸気は、環状流路の下部から流入した空気とともに上昇して煙突から排出される。   Water is sprinkled from the upper water pipe connected to the upper cooling water tank to the upper surface of the reactor containment vessel. Water evaporates by heat transfer from the wall in the process of flowing down the side of the containment vessel as it is due to gravity. At this time, heat corresponding to the latent heat of vaporization is taken from the surface of the reactor containment vessel, and the evaporated vapor rises with the air flowing in from the lower part of the annular flow path and is discharged from the chimney.

これらの効果によって、動力源を用いることなく原子炉格納容器の内部を冷却、減圧することを可能とする構造が提案されている(特許文献1)。   Due to these effects, there has been proposed a structure that enables the inside of a reactor containment vessel to be cooled and decompressed without using a power source (Patent Document 1).

特許第2813412号公報Japanese Patent No. 2813412

原子力安全研究協会編、軽水炉発電所のあらまし、1992Japan Nuclear Safety Research Association, Summary of light water reactor power plants, 1992

前述した原子炉格納容器の冷却構造は、原子炉格納容器の外面冷却のため、伝熱面積を比較的大きくとることができることと、重力によって散水するため、作動のための動力源を必要としない利点がある。   The above-described reactor containment cooling structure has a relatively large heat transfer area for cooling the outer surface of the reactor containment vessel, and does not require a power source for operation because water is sprayed by gravity. There are advantages.

一方で、蒸発した水は煙突からそのまま外部放出されるため、冷却期間に必要な冷却用水を原子炉格納容器の上部にあらかじめ蓄えておく必要がある。   On the other hand, since the evaporated water is discharged from the chimney as it is, it is necessary to store in advance the cooling water necessary for the cooling period in the upper part of the reactor containment vessel.

上部冷却用水タンクを大きくしようとすると、原子炉建屋の高さが高くなり原子炉建屋の重心も高くなり、建設性、耐震性の点で対策が必要となる。   If an attempt is made to enlarge the upper cooling water tank, the height of the reactor building will increase and the center of gravity of the reactor building will also increase, and measures will be required in terms of construction and earthquake resistance.

一方、事故発生時には、約1週間は炉心からの崩壊熱が比較的大きいため、冷却用水を原子炉格納容器の外面に散水し、その蒸発潜熱によって除熱性能を確保する必要がある。   On the other hand, when the accident occurs, the decay heat from the core is relatively large for about one week, so it is necessary to spray the cooling water to the outer surface of the reactor containment vessel and ensure the heat removal performance by the latent heat of evaporation.

しかし前述のように耐震性の観点から、上部冷却用水タンクに確保できる容量は3日分程度である。それ以降の冷却用水は何らかの方法により外部より調達し、上部冷却用水タンクへ送水しなければならないという課題がある。   However, as described above, from the viewpoint of earthquake resistance, the capacity that can be secured in the upper cooling water tank is about three days. Subsequent cooling water must be procured from the outside by some method and sent to the upper cooling water tank.

そこで本発明は、冷却材漏えい時に、原子炉格納容器外面に上部から散水する場合に、冷却用水を外部の動力源を用いずに補給できることを目的とする。   Accordingly, an object of the present invention is to replenish cooling water without using an external power source when water is sprinkled from the top onto the outer surface of a reactor containment vessel when a coolant leaks.

上述の目的を達成するため、本発明は、炉心および原子炉冷却材を内包する原子炉容器と、前記原子炉容器を格納する原子炉格納容器と、前記原子炉容器からの前記原子炉冷却材の漏えい時に前記原子炉格納容器を外部から冷却する漏えい時冷却システムとを備える原子施設において、前記漏えい時冷却システムは、前記原子炉格納容器の外部壁面を冷却するための冷却用水を外部水源から前記原子炉格納容器の上方まで移送する冷却用水供給ポンプと、漏えいした前記原子炉冷却材からの熱を利用して前記冷却用水供給ポンプへ動力を供給する冷却用水ポンプ動力供給部と、を有することを特徴とする。   In order to achieve the above-mentioned object, the present invention provides a reactor vessel containing a core and a reactor coolant, a reactor containment vessel for storing the reactor vessel, and the reactor coolant from the reactor vessel. In a nuclear facility comprising a leakage cooling system that cools the reactor containment vessel from the outside at the time of leakage, the leakage cooling system supplies cooling water for cooling the outer wall surface of the reactor containment vessel from an external water source. A cooling water supply pump that transports the reactor containment up to the upper part of the reactor containment vessel; and a cooling water pump power supply unit that supplies power to the cooling water supply pump using heat from the leaked reactor coolant. It is characterized by that.

また、本発明は、原子炉容器からの原子炉冷却材の漏えい時に原子炉格納容器を外部から冷却する格納容器冷却システムにおいて、前記原子炉格納容器の外部壁面を冷却するための冷却用水を前記原子炉格納容器の上方まで移送する冷却用水供給ポンプと、漏えいした前記原子炉冷却材からの熱を利用して前記冷却用水供給ポンプへ動力を供給する冷却用水ポンプ動力供給部と、を備え、前記冷却用水ポンプ動力供給部は、前記原子炉格納容器内にあって前記原子炉冷却材からの熱を受けて蒸発する作動媒体を内包する蒸発器と、前記蒸発器からの作動媒体により駆動され前記冷却用水供給ポンプに動力を供給する冷却用水ポンプ駆動用タービンと、前記原子炉格納容器外部にあって前記外部への放熱によって前記作動媒体が凝縮する凝縮器と、前記蒸発器からの作動媒体により駆動され、前記凝縮器から凝縮した前記作動媒体を前記蒸発器へ送る作動媒体移送ポンプと、を有することを特徴とする。   Further, the present invention provides a containment vessel cooling system for cooling a reactor containment vessel from the outside when a reactor coolant leaks from the reactor vessel, wherein cooling water for cooling the outer wall surface of the reactor containment vessel is A cooling water supply pump that transports the reactor containment vessel up to the upper part of the reactor containment vessel, and a cooling water pump power supply unit that supplies power to the cooling water supply pump using heat from the leaked reactor coolant, The cooling water pump power supply unit is driven by an evaporator in the reactor containment vessel that contains a working medium that evaporates by receiving heat from the reactor coolant, and a working medium from the evaporator. A cooling water pump driving turbine for supplying power to the cooling water supply pump, and a condenser for condensing the working medium outside the reactor containment vessel by heat radiation to the outside , Is driven by the working medium from said evaporator, characterized by having a a working medium transfer pump for sending the working medium condensed from said condenser to said evaporator.

本発明によれば、冷却材漏えい時に、原子炉格納容器外面に上部から散水する場合に、冷却用水を外部の動力源を用いずに補給することができる。   According to the present invention, when water is leaked from the upper part of the reactor containment vessel when coolant leaks, the cooling water can be replenished without using an external power source.

本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第1の実施形態の構成を示す概念図である。It is a conceptual diagram which shows the structure of 1st Embodiment of the cooling device of the reactor containment vessel which concerns on this invention. 本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第2の実施形態の構成を示す概念図である。It is a conceptual diagram which shows the structure of 2nd Embodiment of the cooling device of the reactor containment vessel which concerns on this invention. 本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第3の実施形態の構成を示す概念図である。It is a conceptual diagram which shows the structure of 3rd Embodiment of the cooling device of the reactor containment vessel which concerns on this invention. 本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第4の実施形態の構成を示す概念図である。It is a conceptual diagram which shows the structure of 4th Embodiment of the cooling device of the reactor containment vessel which concerns on this invention. 本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第5の実施形態の構成を示す概念図である。It is a conceptual diagram which shows the structure of 5th Embodiment of the cooling device of the reactor containment vessel which concerns on this invention. 本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第6の実施形態の構成を示す概念図である。It is a conceptual diagram which shows the structure of 6th Embodiment of the cooling device of the reactor containment vessel which concerns on this invention. 本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第7の実施形態の構成を示す概念図である。It is a conceptual diagram which shows the structure of 7th Embodiment of the cooling device of the reactor containment vessel which concerns on this invention.

以下、図面を参照して本発明に係る原子炉格納容器冷却システムの実施形態について説明する。ここで、同一または類似の部分には、共通の符号を付して、重複説明は省略する。   Hereinafter, an embodiment of a reactor containment vessel cooling system according to the present invention will be described with reference to the drawings. Here, the same or similar parts are denoted by common reference numerals, and redundant description is omitted.

[第1の実施形態]
図1は、本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第1の実施形態の構成を示す概念図である。
[First Embodiment]
FIG. 1 is a conceptual diagram showing a configuration of a first embodiment of a reactor containment vessel cooling apparatus according to the present invention.

原子炉容器2内に炉心1が設置され、原子炉容器2およびこれに接続する原子炉冷却系配管3内に原子炉冷却材が内包されている。原子炉容器2および原子炉冷却系配管3を原子炉格納容器4が格納しており、原子炉格納容器4は原子炉の通常運転時には密閉空間を構成する。   A reactor core 1 is installed in a reactor vessel 2, and a reactor coolant is contained in the reactor vessel 2 and a reactor cooling system pipe 3 connected to the reactor vessel 2. The reactor containment vessel 4 stores the reactor vessel 2 and the reactor cooling system piping 3, and the reactor containment vessel 4 constitutes a sealed space during normal operation of the reactor.

原子炉格納容器4の外周には、原子炉建屋5が設けられており、原子炉建屋5の下端部には吸気口7が例えば地面との間に形成されている。原子炉建屋5は上部で半径が縮小し、排気口8を形成する。原子炉格納容器4と原子炉建屋5の間は環状流路6が形成され、吸気口7、環状流路6および排気口8を通じて空気の流路を形成する。   A reactor building 5 is provided on the outer periphery of the reactor containment vessel 4, and an air inlet 7 is formed at a lower end portion of the reactor building 5 between, for example, the ground. The reactor building 5 has a reduced radius at the top and forms an exhaust port 8. An annular channel 6 is formed between the reactor containment vessel 4 and the reactor building 5, and an air channel is formed through the intake port 7, the annular channel 6 and the exhaust port 8.

原子炉格納容器4の上部には、上部冷却用水タンク143および原子炉格納容器4の外表面に冷却用水を散布するための上部散水管144が設けられている。上部散水管144には、原子炉の通常運転時には閉状態で、冷却材漏えい時には開状態となる散水弁145が設けられている。   An upper cooling water tank 143 and an upper watering pipe 144 for spraying cooling water to the outer surface of the reactor containment vessel 4 are provided on the upper portion of the reactor containment vessel 4. The upper watering pipe 144 is provided with a watering valve 145 that is closed during normal operation of the nuclear reactor and opened when the coolant leaks.

上部冷却用水タンク143には原子炉の通常運転時に冷却用水が貯留されているが、冷却材漏えい時に、上部冷却用水タンク143内の冷却用水を補給するために、外部水源150から冷却用水を上部冷却用水タンク143に移送するための冷却用水供給ポンプ141および送水管142が設けられている。   Although the cooling water is stored in the upper cooling water tank 143 during the normal operation of the reactor, the cooling water is supplied from the external water source 150 to replenish the cooling water in the upper cooling water tank 143 when the coolant leaks. A cooling water supply pump 141 and a water supply pipe 142 for transferring to the cooling water tank 143 are provided.

ここで、外部水源150は、図示のような専用のタンクのようなものに限らず、冷却用水供給ポンプ141の入口に目詰り防止用のフィルタを用いる等の措置をすれば、貯水池、あるいは自然の河川や池等であってもよい。   Here, the external water source 150 is not limited to a dedicated tank as shown in the figure, and if a measure such as using a filter for preventing clogging is used at the inlet of the cooling water supply pump 141, It may be a river or pond.

冷却用水供給ポンプ141は、冷却用水ポンプ駆動タービン122により駆動される。作動媒体のサイクルは、原子炉格納容器4内の凝縮水を回収する原子炉格納容器内サンプ9の貯留水中に設けられた蒸発器101、原子炉格納容器4の外部に設けられた凝縮器111、作動媒体を循環させる作動媒体移送ポンプ121および作動媒体移送ポンプ121を駆動する作動媒体駆動タービン123を有する。   The cooling water supply pump 141 is driven by a cooling water pump drive turbine 122. The cycle of the working medium includes an evaporator 101 provided in the stored water of the reactor containment sump 9 that collects the condensed water in the reactor containment vessel 4, and a condenser 111 provided outside the reactor containment vessel 4. And a working medium transfer pump 121 for circulating the working medium and a working medium drive turbine 123 for driving the working medium transfer pump 121.

原子炉格納容器内サンプ9からは、原子炉容器2と接続し、原子炉格納容器内サンプ9から原子炉容器2側にドレン勾配有する戻り管10が設けられている。また、戻り管10には、原子炉の通常運転時に閉状態で漏えい時に開状態となる戻り弁11が設けられている。なお、原子炉格納容器内サンプ9から原子炉容器2への凝縮水の戻りの経路は、原子炉格納容器内サンプ9が、炉心の冠水のために原子炉容器2に注水する低圧炉心注水系などの系統の取水源となっているような場合のように、別の系統の働きによって原子炉容器2に戻ることでもよい。   A reactor containment sump 9 is connected to the reactor vessel 2, and a return pipe 10 having a drain gradient is provided from the reactor containment sump 9 to the reactor vessel 2 side. Further, the return pipe 10 is provided with a return valve 11 that is closed during normal operation of the nuclear reactor and opened when leaked. The return path of the condensed water from the reactor containment sump 9 to the reactor vessel 2 is a low pressure core injection system in which the reactor containment sump 9 injects water into the reactor vessel 2 for flooding of the core. It is also possible to return to the reactor vessel 2 by the action of another system, as in the case where it is a water intake source of the other system.

凝縮器111は、外部水源150に設けられている。なお、本実施形態では、冷却用水供給ポンプ141の取水源である外部水源150と同一の水源中に凝縮器111を設けているが、別の水源であってもよい。   The condenser 111 is provided in the external water source 150. In the present embodiment, the condenser 111 is provided in the same water source as the external water source 150 that is a water intake source of the cooling water supply pump 141, but another water source may be used.

ここで、作動媒体は、代替フロン類、アンモニア等の大気圧において100℃以下の沸点を有する低沸点媒体である。   Here, the working medium is a low boiling point medium having a boiling point of 100 ° C. or less at atmospheric pressure such as alternative chlorofluorocarbons and ammonia.

(作用)
原子炉冷却系配管3等から原子炉冷却材が漏えいする原子炉冷却材漏えい時には、原子炉格納容器4内に漏えいした原子炉冷却材は、減圧により破断蒸気となって原子炉格納容器4内に拡散し、原子炉格納容器4内に封じ込められた状態となる。
(Function)
When the reactor coolant leaks from the reactor cooling system piping 3 or the like, the reactor coolant leaked into the reactor containment vessel 4 becomes ruptured steam due to decompression, and enters the reactor containment vessel 4. And is contained in the reactor containment vessel 4.

原子炉格納容器4の内部の温度が上昇すると、環状流路6内の空気が加熱され、自然対流によって、空気は、吸気口7から環状流路6に流入して環状流路6内を上昇し、排気口8から外部に放出される。   When the temperature inside the reactor containment vessel 4 rises, the air in the annular flow path 6 is heated, and by natural convection, air flows into the annular flow path 6 from the intake port 7 and rises in the annular flow path 6. Then, it is discharged from the exhaust port 8 to the outside.

原子炉格納容器4の内圧が上昇すると、上部冷却用水タンク143から原子炉格納容器4の外面に冷却用水が散水されるため、内部の破断流蒸気は原子炉格納容器4の内壁で凝縮し、そのまま凝縮水として内壁をつたって落下し、原子炉格納容器内サンプ9に集積する。原子炉容器内サンプ9と原子炉容器2の間を結ぶ戻り管10に設置された戻り弁11は、原子炉冷却材漏えい時には開状態となるため、原子炉格納容器内サンプ9に集積した凝縮水は重力により原子炉容器2内へ戻る。原子炉容器2内の原子炉冷却材は、炉心1からの崩壊熱のため、長期に加熱される。   When the internal pressure of the reactor containment vessel 4 rises, cooling water is sprinkled from the upper cooling water tank 143 to the outer surface of the reactor containment vessel 4, so that the internal ruptured steam is condensed on the inner wall of the reactor containment vessel 4, The condensed water falls as it passes through the inner wall and accumulates in the reactor containment sump 9. Since the return valve 11 installed in the return pipe 10 connecting the reactor vessel sump 9 and the reactor vessel 2 is opened when the reactor coolant leaks, the condensation accumulated in the reactor containment sump 9 is accumulated. Water returns to the reactor vessel 2 by gravity. The reactor coolant in the reactor vessel 2 is heated for a long time due to the decay heat from the core 1.

原子炉格納容器内サンプ9内に集積している凝縮水は、原子炉格納容器内サンプ9内に設置された蒸発器101の内部の低沸点媒体を加熱するため、蒸発器101内の低沸点媒体は蒸発する。発生した低沸点媒体の蒸気は蒸発器101出口から冷却用水ポンプ駆動タービン122および作動媒体ポンプ駆動タービン123に導かれ、冷却用水ポンプ駆動タービン122および作動媒体ポンプ駆動タービン123を駆動する。   The condensed water accumulated in the reactor containment sump 9 heats the low boiling point medium inside the evaporator 101 installed in the reactor containment sump 9, so that the low boiling point in the evaporator 101 is reduced. The medium evaporates. The generated low-boiling-point medium vapor is guided from the outlet of the evaporator 101 to the cooling water pump drive turbine 122 and the working medium pump drive turbine 123 to drive the cooling water pump drive turbine 122 and the working medium pump drive turbine 123.

冷却用水ポンプ駆動タービン122および作動媒体ポンプ駆動タービン123で仕事をした低沸点媒体は、外部水源150内の凝縮器111で冷却され凝縮し、作動媒体移送ポンプ121によって蒸発器101へ送られる。   The low boiling point medium that has worked in the cooling water pump drive turbine 122 and the working medium pump drive turbine 123 is cooled and condensed by the condenser 111 in the external water source 150, and sent to the evaporator 101 by the working medium transfer pump 121.

冷却用水ポンプ駆動タービン122により駆動された冷却用水供給ポンプ141は、外部水源150から取水した冷却用水を送水管142を介して上部冷却用水タンク143に供給する。   The cooling water supply pump 141 driven by the cooling water pump drive turbine 122 supplies the cooling water taken from the external water source 150 to the upper cooling water tank 143 through the water supply pipe 142.

以上の構成により、原子炉格納容器4の外面冷却に必要な冷却水を、内部の炉心1の崩壊熱に由来する熱を用いて格納容器上部へ送水することができる。それにより上部冷却水タンク143の容量は、原子炉冷却材の漏洩直後から、凝縮水が原子炉格納容器サンプ9に溜まり、蒸発器101内の低沸点媒体を加熱できるようになるまでの冷却に必要な容量に縮小することができる。   With the above configuration, the cooling water necessary for cooling the outer surface of the reactor containment vessel 4 can be sent to the upper portion of the containment vessel using heat derived from the decay heat of the inner core 1. As a result, the capacity of the upper cooling water tank 143 is used for cooling from immediately after the leakage of the reactor coolant until the condensed water accumulates in the reactor containment sump 9 and the low boiling point medium in the evaporator 101 can be heated. It can be reduced to the required capacity.

本実施形態によれば、冷却材漏えい時に、原子炉格納容器4の外面に上部から散水する場合に、冷却用水を外部の動力源を用いずに補給することができる。   According to this embodiment, when water is sprayed from the upper part to the outer surface of the reactor containment vessel 4 when the coolant leaks, the cooling water can be replenished without using an external power source.

また、上部冷却用水タンク143が設けられていることにより、冷却材漏えい直後から、散水弁145を開くことにより、上部冷却用水タンク143に貯留していた冷却用水を自然落下により原子炉格納容器4の外面に上部から散水することができる。   Further, since the upper cooling water tank 143 is provided, the water for cooling stored in the upper cooling water tank 143 is opened by the natural fall by opening the water spray valve 145 immediately after leakage of the coolant. Water can be sprinkled from the top to the outer surface.

以上のように、本実施形態では、冷却材漏えいの発生直後から、上部冷却用水タンク143からの冷却用水の重力落下により原子炉格納容器4の外面に上部から散水することができる。また、原子炉格納容器内サンプ9に漏えいした原子炉冷却材が溜まった段階から、その熱を回収して冷却用水ポンプ駆動タービン122が冷却用水供給ポンプ141を駆動することにより、上部冷却用水タンク143の容量を超えて冷却を行うことができる。   As described above, in the present embodiment, water can be sprayed from the upper part to the outer surface of the reactor containment vessel 4 by the gravity drop of the cooling water from the upper cooling water tank 143 immediately after the occurrence of the coolant leakage. Further, when the leaked reactor coolant accumulates in the reactor containment sump 9, the heat is recovered and the cooling water pump drive turbine 122 drives the cooling water supply pump 141, thereby the upper cooling water tank. Cooling can be performed over a capacity of 143.

[第2の実施形態]
図2は、本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第2の実施形態の構成を示す概念図である。
[Second Embodiment]
FIG. 2 is a conceptual diagram showing the configuration of the second embodiment of the reactor containment vessel cooling apparatus according to the present invention.

本実施形態は第1の実施形態の変形であり、図示のように、第1の実施形態で設けられている上部用水タンク143が設けられておらず、冷却用水供給ポンプ141が、外部水源150からの冷却用水を、原子炉格納容器4の上部に供給する方式である。   This embodiment is a modification of the first embodiment. As shown in the drawing, the upper water tank 143 provided in the first embodiment is not provided, and the cooling water supply pump 141 is replaced with the external water source 150. Is used to supply the cooling water from the top of the reactor containment vessel 4.

この場合においても、本実施形態では、冷却材漏えいの発生後、原子炉格納容器内サンプ9に漏えいした原子炉冷却材が溜まった段階から、その熱を回収して冷却用水ポンプ駆動タービン122が冷却用水供給ポンプ141を駆動することにより、第1の実施形態と同様の長期の冷却効果を得ることができる。   Even in this case, in the present embodiment, after the leakage of the coolant, the reactor coolant recovers from the stage where the leaked reactor coolant accumulates in the reactor containment sump 9, and the cooling water pump drive turbine 122 is recovered. By driving the cooling water supply pump 141, a long-term cooling effect similar to that of the first embodiment can be obtained.

[第3の実施形態]
図3は、本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第3の実施形態の構成を示す概念図である。
[Third Embodiment]
FIG. 3 is a conceptual diagram showing the configuration of the third embodiment of the reactor containment vessel cooling apparatus according to the present invention.

本実施形態は第1の実施形態の変形であり、作動媒体移送ポンプ121の駆動方式が異なっている。すなわち、冷却用水供給ポンプ141を駆動する冷却用水ポンプ駆動タービン122の軸に作動媒体移送ポンプ121が直結し、あるいはギアー等を介して機械的に結合している。作動媒体により駆動されるタービンの容量が第1の実施形態の場合に比べて大きくなるため、その分タービン効率が向上する。   This embodiment is a modification of the first embodiment, and the driving method of the working medium transfer pump 121 is different. That is, the working medium transfer pump 121 is directly connected to the shaft of the cooling water pump drive turbine 122 that drives the cooling water supply pump 141, or is mechanically connected via a gear or the like. Since the capacity of the turbine driven by the working medium is larger than that in the case of the first embodiment, the turbine efficiency is improved accordingly.

以上のように、本実施形態によれば、冷却材漏えい時に、原子炉格納容器4の外面に上部から散水する場合に、冷却用水を外部の動力源を用いずに補給することができる。   As described above, according to the present embodiment, when water is sprinkled from the top onto the outer surface of the reactor containment vessel 4 when coolant leaks, the cooling water can be replenished without using an external power source.

[第4の実施形態]
図4は、本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第4の実施形態の構成を示す概念図である。
[Fourth Embodiment]
FIG. 4 is a conceptual diagram showing the configuration of the fourth embodiment of the reactor containment vessel cooling apparatus according to the present invention.

本実施形態は第3の実施形態の変形であり、冷却用水供給ポンプ141および作動媒体移送ポンプ121は、冷却用水ポンプ駆動タービン122により駆動される発電機124から電力の供給を受ける。すなわち、崩壊熱により加熱された原子炉冷却材から作動媒体が受け取った熱エネルギを電気エネルギに変換する。   This embodiment is a modification of the third embodiment, and the cooling water supply pump 141 and the working medium transfer pump 121 are supplied with electric power from the generator 124 driven by the cooling water pump drive turbine 122. That is, the thermal energy received by the working medium from the reactor coolant heated by the decay heat is converted into electrical energy.

冷却用水供給ポンプ141および作動媒体移送ポンプ121の駆動源が電力であることにより、ケーブルの引き回しにより電力を供給できるため、配置上の制約が減り、また、制御上も有利である。さらに、崩壊熱が大きい段階では、プラント内部の電動駆動の他機器への電力供給源あるいは計装電源として活用することが可能となる。   Since the power sources of the cooling water supply pump 141 and the working medium transfer pump 121 are electric power, the electric power can be supplied by routing the cable, so that the arrangement restrictions are reduced and the control is advantageous. Furthermore, when the decay heat is large, it can be used as a power supply source or an instrumentation power source for other electric drives in the plant.

以上のように、本実施形態によれば、冷却材漏えい時に、原子炉格納容器4の外面に上部から散水する場合に、冷却用水を外部の動力源を用いずに補給することができる。   As described above, according to the present embodiment, when water is sprinkled from the top onto the outer surface of the reactor containment vessel 4 when coolant leaks, the cooling water can be replenished without using an external power source.

[第5の実施形態]
図5は、本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第5の実施形態の構成を示す概念図である。
[Fifth Embodiment]
FIG. 5 is a conceptual diagram showing the configuration of the fifth embodiment of the reactor containment vessel cooling apparatus according to the present invention.

本実施形態は第1の実施形態の変形であり、凝縮器111が原子炉格納容器4と原子炉建屋5の間に形成された環状流路6に設けられている。   This embodiment is a modification of the first embodiment, and a condenser 111 is provided in an annular flow path 6 formed between the reactor containment vessel 4 and the reactor building 5.

原子炉格納容器4の内部の温度の上昇により、環状流路6に空気の上昇流が形成されることから、凝縮器111内の作動媒体と環状流路6内の空気の上昇流との熱交換により、凝縮器111内の作動媒体が冷却され、第1の実施形態と同様の効果をもたらす。   As the temperature inside the reactor containment vessel 4 rises, an upward flow of air is formed in the annular flow path 6, so the heat of the working medium in the condenser 111 and the upward flow of air in the annular flow path 6 By the replacement, the working medium in the condenser 111 is cooled, and the same effect as that of the first embodiment is brought about.

また、外部水源150は冷却用水供給ポンプ141で取水できるものであればよく、河川水や地下水など、凝縮器111の設置が困難な水源も適用することが可能となる。   Further, the external water source 150 may be any water source that can be taken in by the cooling water supply pump 141, and water sources that are difficult to install the condenser 111, such as river water and groundwater, can be applied.

以上のように、本実施形態によれば、冷却材漏えい時に、原子炉格納容器4の外面に上部から散水する場合に、冷却用水を外部の動力源を用いずに補給することができる。   As described above, according to the present embodiment, when water is sprinkled from the top onto the outer surface of the reactor containment vessel 4 when coolant leaks, the cooling water can be replenished without using an external power source.

[第6の実施形態]
図6は、本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第6の実施形態の構成を示す概念図である。
[Sixth Embodiment]
FIG. 6 is a conceptual diagram showing the configuration of the sixth embodiment of the reactor containment vessel cooling apparatus according to the present invention.

本実施形態は第5の実施形態の変形であり、第5の実施形態では凝縮器111が環状流路6内に設けられているのに対して、本実施形態では冷却塔112内に設けられている。冷却塔112は、原子炉建屋5の外側に配置されており、空気の自然対流により冷却を行う。   The present embodiment is a modification of the fifth embodiment. In the fifth embodiment, the condenser 111 is provided in the annular flow path 6, whereas in the present embodiment, the condenser 111 is provided in the cooling tower 112. ing. The cooling tower 112 is disposed outside the reactor building 5 and performs cooling by natural convection of air.

この場合は、原子炉格納容器4内の温度によらず冷却効果があることから、融通性のある設計ができる。   In this case, since there is a cooling effect regardless of the temperature in the reactor containment vessel 4, a flexible design can be achieved.

以上のように、本実施形態によれば、冷却材漏えい時に、原子炉格納容器4の外面に上部から散水する場合に、冷却用水を外部の動力源を用いずに補給することができる。   As described above, according to the present embodiment, when water is sprinkled from the top onto the outer surface of the reactor containment vessel 4 when coolant leaks, the cooling water can be replenished without using an external power source.

[第7の実施形態]
図7は、本発明に係る原子炉格納容器の冷却装置の第7の実施形態の構成を示す概念図である。
[Seventh Embodiment]
FIG. 7 is a conceptual diagram showing the configuration of the seventh embodiment of the reactor containment vessel cooling apparatus according to the present invention.

蒸発・凝縮器102が原子炉容器2より高い位置に設置されている。蒸発・凝縮器102と原子炉容器2の間は入口配管132および出口配管133により接続され、入口配管132には入口弁134が、出口配管133には出口弁135が設けられている。入口弁134および出口弁135は原子炉格納容器4の外部から操作が可能である。   The evaporator / condenser 102 is installed at a position higher than the reactor vessel 2. The evaporator / condenser 102 and the reactor vessel 2 are connected by an inlet pipe 132 and an outlet pipe 133. The inlet pipe 132 is provided with an inlet valve 134, and the outlet pipe 133 is provided with an outlet valve 135. The inlet valve 134 and the outlet valve 135 can be operated from the outside of the reactor containment vessel 4.

熱交換器である蒸発・凝縮器102の管側は入口配管132と出口配管133に接続され蒸気状態の原子炉冷却材が凝縮し、胴側は作動媒体が流れ原子炉冷却材から受けた熱により蒸発する構成であり、構造上有利であることから原子炉冷却材が流れる領域を管としている。   The tube side of the evaporator / condenser 102 which is a heat exchanger is connected to the inlet pipe 132 and the outlet pipe 133 so that the steam reactor coolant is condensed, and the working medium flows on the trunk side and the heat received from the reactor coolant. The region through which the reactor coolant flows is used as a tube because it is a structure that evaporates due to the structure and is advantageous in terms of structure.

冷却材漏えい時には、入口弁134および出口弁135を開状態とすることにより、原子炉容器2内の原子炉冷却材を入口配管132を通じて蒸発・凝縮器102内に誘導し、蒸発・凝縮器102内部の作動媒体を蒸発させ、冷却用水ポンプ駆動タービン122および作動媒体ポンプ駆動タービン123へ誘導する。   When the coolant leaks, the inlet valve 134 and the outlet valve 135 are opened to induce the reactor coolant in the reactor vessel 2 into the evaporator / condenser 102 through the inlet pipe 132, and the evaporator / condenser 102. The internal working medium is evaporated and guided to the cooling water pump drive turbine 122 and the working medium pump drive turbine 123.

蒸発・凝縮器102において熱交換を行った原子炉冷却材は、温度低下もしくは凝縮に伴う密度差によって蒸発・凝縮器102から出口配管133を通じて原子炉容器2内に戻る。   The reactor coolant that has exchanged heat in the evaporator / condenser 102 returns to the reactor vessel 2 from the evaporator / condenser 102 through the outlet pipe 133 due to a temperature drop or a density difference accompanying condensation.

なお、本構成では、作動媒体を冷却用水供給ポンプ141の駆動用に使用するだけでなく、原子炉冷却材の原子炉格納容器4内への漏洩が起こっていない場合でも、作動媒体を蒸発・凝縮器102にて蒸発させることにより、原子炉容器2内の炉心1で発生する崩壊熱の除去に活用することが可能である。   In this configuration, not only the working medium is used for driving the cooling water supply pump 141 but also the working medium is evaporated / evaporated even when the reactor coolant does not leak into the reactor containment vessel 4. By evaporating in the condenser 102, it can be used for removing decay heat generated in the core 1 in the reactor vessel 2.

以上のように、本実施形態によれば、漏えい時に、原子炉格納容器4の外面に上部から散水する場合に、冷却用水を外部の動力源を用いずに補給することができる。   As described above, according to the present embodiment, when water leaks from the upper part to the outer surface of the reactor containment vessel 4 at the time of leakage, cooling water can be supplied without using an external power source.

[その他の実施形態]
以上、本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。例えば、各実施形態では、水を冷却材に使用する原子炉について説明したが、冷却材として、溶融金属やガスを使用する原子炉についても適用できる。
[Other Embodiments]
As mentioned above, although some embodiment of this invention was described, these embodiment is shown as an example and is not intending limiting the range of invention. For example, in each embodiment, although the nuclear reactor which uses water for a coolant was demonstrated, it can apply also to the nuclear reactor which uses a molten metal and gas as a coolant.

また、各実施形態の特徴を組み合わせてもよい。例えば、凝縮器111の冷却方式と、蒸発器101の加熱方式は各実施形態のものを組み合わせてもよいし、複数の方式を併用してもよい。   Moreover, you may combine the characteristic of each embodiment. For example, the cooling method of the condenser 111 and the heating method of the evaporator 101 may be combined with those of the respective embodiments, or a plurality of methods may be used in combination.

さらに、これらの実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。例えば、作動媒体を使用してのポンプの駆動方式は、タービンについて説明したが、これと同等のものを使用してもよい。   Furthermore, these embodiments can be implemented in various other forms, and various omissions, replacements, and changes can be made without departing from the scope of the invention. For example, although the pump driving system using the working medium has been described for the turbine, an equivalent system may be used.

これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。   These embodiments and their modifications are included in the scope and gist of the invention, and are also included in the invention described in the claims and the equivalents thereof.

1・・・炉心
2・・・原子炉容器
3・・・原子炉冷却系配管
4・・・原子炉格納容器
5・・・原子炉建屋
6・・・環状流路
7・・・吸気口
8・・・排気口
9・・・原子炉格納容器内サンプ
10・・・戻り管
11・・・戻り弁
101・・・蒸発器
102・・・蒸発・凝縮器
111・・・凝縮器
112・・・冷却塔
121・・・作動媒体移送ポンプ
122・・・冷却用水ポンプ駆動タービン
123・・・作動媒体ポンプ駆動タービン
124・・・発電機
131・・・伝熱管
132・・・入口配管
133・・・出口配管
134・・・入口弁
135・・・出口弁
141・・・冷却用水供給ポンプ
142・・・送水管
143・・・上部冷却用水タンク
144・・・上部散水管
145・・・散水弁
150・・・外部水源
DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Core 2 ... Reactor vessel 3 ... Reactor cooling system piping 4 ... Reactor containment vessel 5 ... Reactor building 6 ... Annular flow path 7 ... Inlet 8 ... Exhaust port 9 ... Sump in reactor containment vessel 10 ... Return pipe 11 ... Return valve 101 ... Evaporator 102 ... Evaporator / condenser 111 ... Condenser 112 ... -Cooling tower 121 ... Working medium transfer pump 122 ... Cooling water pump drive turbine 123 ... Working medium pump drive turbine 124 ... Generator 131 ... Heat transfer tube 132 ... Inlet piping 133 ... -Outlet piping 134 ... Inlet valve 135 ... Outlet valve 141 ... Cooling water supply pump 142 ... Water supply pipe 143 ... Upper cooling water tank 144 ... Upper watering pipe 145 ... Watering valve 150 ... External water source

Claims (11)

炉心および原子炉冷却材を内包する原子炉容器と、前記原子炉容器を格納する原子炉格納容器と、前記原子炉容器からの前記原子炉冷却材の漏えい時に前記原子炉格納容器を外部から冷却する漏えい時冷却システムとを備える原子施設において、
前記漏えい時冷却システムは、
前記原子炉格納容器の外部壁面を冷却するための冷却用水を外部水源から前記原子炉格納容器の上方まで移送する冷却用水供給ポンプと、
漏えいした前記原子炉冷却材からの熱を利用して前記冷却用水供給ポンプへ動力を供給する冷却用水ポンプ動力供給部と、
を有することを特徴とする原子炉施設。
A reactor vessel containing a core and a reactor coolant, a reactor containment vessel containing the reactor vessel, and cooling the reactor containment vessel from the outside when the reactor coolant leaks from the reactor vessel In an atomic facility with a leakage cooling system that
The leakage cooling system is:
A cooling water supply pump for transferring cooling water for cooling the outer wall surface of the reactor containment vessel from an external water source to above the reactor containment vessel;
A cooling water pump power supply unit for supplying power to the cooling water supply pump using heat from the leaked reactor coolant;
A nuclear reactor facility characterized by comprising:
前記冷却用水ポンプ動力供給部は、
前記原子炉格納容器内にあって前記原子炉冷却材からの熱を受けて蒸発する作動媒体を内包する蒸発器と、
前記蒸発器からの作動媒体により駆動され前記冷却用水供給ポンプに動力を供給する冷却用水ポンプ駆動タービンと、
前記原子炉格納容器外部にあって外部への放熱によって前記作動媒体が凝縮する凝縮器と、
前記蒸発器からの作動媒体により駆動され、前記凝縮器から凝縮した前記作動媒体を前記蒸発器へ送る作動媒体移送ポンプと、
を有することを特徴とする請求項1に記載の原子炉施設。
The cooling water pump power supply unit is
An evaporator containing a working medium in the reactor containment vessel that evaporates by receiving heat from the reactor coolant;
A cooling water pump drive turbine driven by a working medium from the evaporator to supply power to the cooling water supply pump;
A condenser that is outside the reactor containment vessel and the working medium is condensed by heat radiation to the outside;
A working medium transfer pump driven by the working medium from the evaporator and sending the working medium condensed from the condenser to the evaporator;
The nuclear reactor facility according to claim 1, wherein:
前記作動媒体移送ポンプは、前記冷却用水ポンプ駆動タービンと機械的に連結して駆動されることを特徴とする請求項2に記載の原子炉施設。   The nuclear reactor facility according to claim 2, wherein the working medium transfer pump is mechanically connected to the cooling water pump drive turbine. 前記作動媒体移送ポンプは、前記作動媒体により駆動される作動媒体ポンプ駆動タービンにより駆動されることを特徴とする請求項2に記載の原子炉施設。   The nuclear reactor facility according to claim 2, wherein the working medium transfer pump is driven by a working medium pump drive turbine driven by the working medium. 前記作動媒体移送ポンプは、前記冷却用水ポンプ駆動タービンによって駆動される発電機から電力の供給を受けて駆動されることを特徴とする請求項2に記載の原子炉施設。   3. The nuclear reactor facility according to claim 2, wherein the working medium transfer pump is driven by receiving electric power from a generator driven by the cooling water pump drive turbine. 前記凝縮器は、前記外部水源に放熱することを特徴とする請求項2ないし請求項5のいずれか一項に記載の原子炉施設。   The nuclear reactor facility according to claim 2, wherein the condenser radiates heat to the external water source. 前記凝縮器は、前記原子炉格納容器外面と原子炉建屋の間の空気流路内に配設されることを特徴とする請求項2ないし請求項5のいずれか一項に記載の原子炉施設。   The reactor facility according to any one of claims 2 to 5, wherein the condenser is disposed in an air flow path between the outer surface of the containment vessel and the reactor building. . 前記凝縮器は、原子炉建屋外部に設けられた建屋空調系の冷却塔内に配設されることを特徴とする請求項2ないし請求項5のいずれか一項に記載の原子炉施設。   The reactor facility according to any one of claims 2 to 5, wherein the condenser is disposed in a cooling tower of a building air conditioning system provided in an outdoor portion of the reactor building. 前記蒸発器は、前記原子炉格納容器内に設けられた原子炉格納容器内の凝縮水を回収するサンプタンク内に配設されることを特徴とする請求項2ないし請求項8のいずれか一項に記載の原子炉施設。   The said evaporator is arrange | positioned in the sump tank which collect | recovers the condensed water in the reactor containment vessel provided in the said reactor containment vessel, The any one of Claim 2 thru | or 8 characterized by the above-mentioned. Reactor facilities as described in the section. 前記原子炉容器と前記蒸発器とを接続する蒸発器入口配管および蒸発器出口配管と、
前記蒸発器入口配管および前記蒸発器出口配管のそれぞれに配設された格納容器外側から操作可能な入口弁および出口弁と、
をさらに備え、
前記蒸発器は、前記原子炉容器よりも高い位置に配設される、
ことを特徴とする請求項2ないし請求項9のいずれか一項に記載の原子炉施設。
An evaporator inlet pipe and an evaporator outlet pipe connecting the reactor vessel and the evaporator;
An inlet valve and an outlet valve that can be operated from the outside of the storage container disposed in each of the evaporator inlet pipe and the evaporator outlet pipe;
Further comprising
The evaporator is disposed at a position higher than the reactor vessel;
The nuclear reactor facility according to any one of claims 2 to 9, wherein
原子炉容器からの原子炉冷却材の漏えい時に原子炉格納容器を外部から冷却する格納容器冷却システムにおいて、
前記原子炉格納容器の外部壁面を冷却するための冷却用水を前記原子炉格納容器の上方まで移送する冷却用水供給ポンプと、
漏えいした前記原子炉冷却材からの熱を利用して前記冷却用水供給ポンプへ動力を供給する冷却用水ポンプ動力供給部と、
を備え、
前記冷却用水ポンプ動力供給部は、
前記原子炉格納容器内にあって前記原子炉冷却材からの熱を受けて蒸発する作動媒体を内包する蒸発器と、
前記蒸発器からの作動媒体により駆動され前記冷却用水供給ポンプに動力を供給する冷却用水ポンプ駆動用タービンと、
前記原子炉格納容器外部にあって前記外部への放熱によって前記作動媒体が凝縮する凝縮器と、
前記蒸発器からの作動媒体により駆動され、前記凝縮器から凝縮した前記作動媒体を前記蒸発器へ送る作動媒体移送ポンプと、
を有することを特徴とする原子炉格納容器冷却システム。
In the containment vessel cooling system that cools the reactor containment vessel from the outside when the reactor coolant leaks from the reactor vessel,
A cooling water supply pump for transferring cooling water for cooling the outer wall surface of the reactor containment vessel to above the reactor containment vessel;
A cooling water pump power supply unit for supplying power to the cooling water supply pump using heat from the leaked reactor coolant;
With
The cooling water pump power supply unit is
An evaporator containing a working medium in the reactor containment vessel that evaporates by receiving heat from the reactor coolant;
A cooling water pump drive turbine that is driven by a working medium from the evaporator and supplies power to the cooling water supply pump;
A condenser outside the reactor containment vessel and condensing the working medium by heat radiation to the outside;
A working medium transfer pump driven by the working medium from the evaporator and sending the working medium condensed from the condenser to the evaporator;
A reactor containment cooling system characterized by comprising:
JP2011241931A 2011-11-04 2011-11-04 Reactor facilities and reactor containment vessel cooling system Pending JP2013096928A (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2011241931A JP2013096928A (en) 2011-11-04 2011-11-04 Reactor facilities and reactor containment vessel cooling system

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2011241931A JP2013096928A (en) 2011-11-04 2011-11-04 Reactor facilities and reactor containment vessel cooling system

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JP2013096928A true JP2013096928A (en) 2013-05-20

Family

ID=48618990

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2011241931A Pending JP2013096928A (en) 2011-11-04 2011-11-04 Reactor facilities and reactor containment vessel cooling system

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP2013096928A (en)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP3451346A1 (en) * 2017-09-01 2019-03-06 Westinghouse Electric Germany GmbH Containment cooling system
KR20200110971A (en) * 2019-03-18 2020-09-28 한국전력기술 주식회사 Cooling water storage tank passive cooling device for containment passive cooling system
WO2021047697A1 (en) * 2019-09-11 2021-03-18 Centrum Hydraulickeho Vyzkumu Spol. S R.O. Long-term heat removal system from a containment

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP3451346A1 (en) * 2017-09-01 2019-03-06 Westinghouse Electric Germany GmbH Containment cooling system
KR20200110971A (en) * 2019-03-18 2020-09-28 한국전력기술 주식회사 Cooling water storage tank passive cooling device for containment passive cooling system
KR102192650B1 (en) * 2019-03-18 2020-12-17 한국전력기술 주식회사 Cooling water storage tank passive cooling device for containment passive cooling system
WO2021047697A1 (en) * 2019-09-11 2021-03-18 Centrum Hydraulickeho Vyzkumu Spol. S R.O. Long-term heat removal system from a containment

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CA2645239C (en) Method, device and system for converting energy
JP5876320B2 (en) Nuclear power plant
KR101731817B1 (en) Reactor having cooling system using siphon principle and operating method for the reactor
KR101480046B1 (en) Cooling system of emergency coolling tank and nuclear power plant having the same
CN204480678U (en) A kind of nuclear power station Heat Discharging System of Chinese
CN205177415U (en) Active heat pipe cooling system of spent fuel pool of nuclear power plant non -
KR101654096B1 (en) Self-diagnostic Unmanned Reactor
KR101619075B1 (en) Nuclear reactor having spray cooling system on the saturated steam
CN104979023A (en) Passive containment heat exporting system and controlling method thereof, and pressurized water reactor
JP6021313B2 (en) Method, power plant, and cooling system for cooling a carrier fluid in a power plant
CN102956275A (en) Pressurized water reactor with compact passive safety systems
EP2973594B1 (en) Apparatus for passively cooling a nuclear plant coolant reservoir
US10541058B2 (en) Passive safety system and nuclear power plant comprising same
JPWO2011004866A1 (en) Steam supply device
CN106024077A (en) Passive containment heat export system for nuclear power plant
JP2013032725A (en) Generator
JP2013096928A (en) Reactor facilities and reactor containment vessel cooling system
KR101502393B1 (en) Passive safety system and nuclear reactor having the same
CN205230605U (en) Active containment cooling system of nuclear power station non -
JP6249677B2 (en) Cooling system
KR101278906B1 (en) Apparatus for preventing thermal shock having a condensate mixing storage tank on condensate return line
CN103377730A (en) Separated-type air cooling thermal trap taking water tank in containment as thermal source
KR101224026B1 (en) Passive residual heat removal system using passive auxiliary feed-water system for pressurized water reactor
JP2012230030A (en) Static water supply device for spent fuel pool
CN103377731A (en) Containment with separated air cooling hot traps

Legal Events

Date Code Title Description
RD01 Notification of change of attorney

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7421

Effective date: 20140110