JP2685902B2 - 原子炉格納容器 - Google Patents
原子炉格納容器Info
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- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 （産業上の利用分野） 本発明は原子力発電所に用いられる原子炉格納容器に
関する。
関する。
（従来の技術） 原子力発電所に用いられる原子炉格納容器は、事故発
生時に原子炉と外部の環境を隔離し放射能を有する核分
裂生成物（以下FPという）が原子炉圧力容器外に放出さ
れた場合にも、FPの外部環境への放出の障壁となり放射
能が外部の環境に放出することを防止する目的で設置さ
れている。
生時に原子炉と外部の環境を隔離し放射能を有する核分
裂生成物（以下FPという）が原子炉圧力容器外に放出さ
れた場合にも、FPの外部環境への放出の障壁となり放射
能が外部の環境に放出することを防止する目的で設置さ
れている。
沸騰水型原子炉（以下BWRという）の原子炉格納容器
は一般にドライウェルとウェットウェルの２つの区分に
分割され、ドライウェル内には原子炉圧力容器が収納さ
れ、ウェットウェル内には圧力抑制水が貯蔵される。原
子炉圧力容器に接続される配管が破断し高温高圧の一次
冷却水がドライウェルに放出される冷却材喪失事故（以
下LOCAという）時には、ドライウェル内の水蒸気を主成
分とする雰囲気ガスがベント管を介して圧力抑制水中に
導かれ冷却凝縮され、原子炉格納容器内の圧力上昇を抑
制する構造となっている。また、LOCA時には喪失した一
次冷却水を補給するため非常用炉心冷却系が作動し炉心
冷却を確保すると同時に、圧力抑制水からの除熱を行う
ため崩壊熱除去系が作動され圧力抑制水の温度上昇が抑
制される。
は一般にドライウェルとウェットウェルの２つの区分に
分割され、ドライウェル内には原子炉圧力容器が収納さ
れ、ウェットウェル内には圧力抑制水が貯蔵される。原
子炉圧力容器に接続される配管が破断し高温高圧の一次
冷却水がドライウェルに放出される冷却材喪失事故（以
下LOCAという）時には、ドライウェル内の水蒸気を主成
分とする雰囲気ガスがベント管を介して圧力抑制水中に
導かれ冷却凝縮され、原子炉格納容器内の圧力上昇を抑
制する構造となっている。また、LOCA時には喪失した一
次冷却水を補給するため非常用炉心冷却系が作動し炉心
冷却を確保すると同時に、圧力抑制水からの除熱を行う
ため崩壊熱除去系が作動され圧力抑制水の温度上昇が抑
制される。
この様な原子炉格納容器を有する原子力発電所におい
て、現実的にはあり得ないことであるが異常な事象が発
生し原子炉圧力容器内への冷却水補給手段が常用及び非
常用ともに喪失し炉心冷却機能が完全に喪失してしまう
事故や或いは、原子炉格納容器からの除熱機能が完全に
喪失してしまう事故（以下過酷事故という）を想定し、
それでも原子力発電所の安全性が喪失しないように対策
を実施することが有り得る。
て、現実的にはあり得ないことであるが異常な事象が発
生し原子炉圧力容器内への冷却水補給手段が常用及び非
常用ともに喪失し炉心冷却機能が完全に喪失してしまう
事故や或いは、原子炉格納容器からの除熱機能が完全に
喪失してしまう事故（以下過酷事故という）を想定し、
それでも原子力発電所の安全性が喪失しないように対策
を実施することが有り得る。
炉心冷却機能が完全に喪失してしまう過酷事故を仮に
想定すると、炉心は崩壊熱により加熱され炉心溶融に至
り溶融炉心は原子炉圧力容器を溶融貫通し原子炉圧力容
器下部ペデスタルに落下する。落下した溶融炉心は下部
ペデスタルのコンクリートと反応しCO,H2等の非凝縮性
ガスを多量に発生すると同時に、ドライウェル内の温度
を上昇させドライウェル内圧を上昇させる。ドライウェ
ル内圧上昇に伴ない雰囲気ガスがベント管を介して圧力
抑制水に導かれるが、雰囲気ガスの主成分が非凝縮性の
ガスであるため凝縮されず圧力抑制効果が期待できずド
ライウェル同様、ウェットウェル内圧も上昇する。この
結果、原子炉格納容器は過圧破損し原子炉格納容器内の
多量のFPが環境に放出されることになる。
想定すると、炉心は崩壊熱により加熱され炉心溶融に至
り溶融炉心は原子炉圧力容器を溶融貫通し原子炉圧力容
器下部ペデスタルに落下する。落下した溶融炉心は下部
ペデスタルのコンクリートと反応しCO,H2等の非凝縮性
ガスを多量に発生すると同時に、ドライウェル内の温度
を上昇させドライウェル内圧を上昇させる。ドライウェ
ル内圧上昇に伴ない雰囲気ガスがベント管を介して圧力
抑制水に導かれるが、雰囲気ガスの主成分が非凝縮性の
ガスであるため凝縮されず圧力抑制効果が期待できずド
ライウェル同様、ウェットウェル内圧も上昇する。この
結果、原子炉格納容器は過圧破損し原子炉格納容器内の
多量のFPが環境に放出されることになる。
また、原子炉格納容器からの除熱機能が完全に喪失し
てしまう過酷事故時には、炉心冷却機能は健全であり炉
心は冷却される。しかし、炉心の崩壊熱により発生した
高温の水蒸気が継続して圧力抑制水中に放出される結
果、圧力抑制水の水温が上昇してやがて飽和温度となり
圧力抑制効果を失う。その後、原子炉格納容器内の温度
圧力は上昇を続け過圧破損に至る。原子炉格納容器が破
損すると圧力抑制水を水源とする非常用炉心冷却系が機
能喪失する可能性が大きく、その場合、炉心冷却機能が
喪失し炉心溶融が発生しFPが原子炉格納容器内に放出さ
れる。原子炉格納容器は既に破損しているため、結局FP
が環境に放出されることになる。
てしまう過酷事故時には、炉心冷却機能は健全であり炉
心は冷却される。しかし、炉心の崩壊熱により発生した
高温の水蒸気が継続して圧力抑制水中に放出される結
果、圧力抑制水の水温が上昇してやがて飽和温度となり
圧力抑制効果を失う。その後、原子炉格納容器内の温度
圧力は上昇を続け過圧破損に至る。原子炉格納容器が破
損すると圧力抑制水を水源とする非常用炉心冷却系が機
能喪失する可能性が大きく、その場合、炉心冷却機能が
喪失し炉心溶融が発生しFPが原子炉格納容器内に放出さ
れる。原子炉格納容器は既に破損しているため、結局FP
が環境に放出されることになる。
過酷事故の発生確率は極めて小さいことが確率論的安
全評価の結果判っているが、FPを多量に環境に放出する
という結果の重要性に鑑み近年諸外国で過酷事故時の原
子炉格納容器破損を防止する装置が検討され、一部のプ
ラントでは実施されている。
全評価の結果判っているが、FPを多量に環境に放出する
という結果の重要性に鑑み近年諸外国で過酷事故時の原
子炉格納容器破損を防止する装置が検討され、一部のプ
ラントでは実施されている。
この様な装置は各れも原子炉格納容器が過圧破損する
破損圧力まで到達する前に、フィルタ等によりFPを除去
した後原子炉格納容器内雰囲気ガスを環境に放出し（以
下格納容器ベントという）原子炉格納容器内圧の上昇を
抑えるものである。
破損圧力まで到達する前に、フィルタ等によりFPを除去
した後原子炉格納容器内雰囲気ガスを環境に放出し（以
下格納容器ベントという）原子炉格納容器内圧の上昇を
抑えるものである。
このため、FPの内放射性の希ガスのようにフィルタ等
で除去できないFP核種は直接環境に放出されることにな
り、更に、原子炉格納容器が過圧破損する前に環境に放
出する必要があることから時間的余裕が少なく放射能の
減衰効果も期待できない。その結果、過酷事故時の格納
容器ベントで環境に放出される希ガスによって急性障害
が発生するおそれが生ずる。
で除去できないFP核種は直接環境に放出されることにな
り、更に、原子炉格納容器が過圧破損する前に環境に放
出する必要があることから時間的余裕が少なく放射能の
減衰効果も期待できない。その結果、過酷事故時の格納
容器ベントで環境に放出される希ガスによって急性障害
が発生するおそれが生ずる。
従って、原子炉格納容器の過圧破損防止策として、諸
外国で検討或いは実施されているような事故発生後比較
的短期時間で大気中に放出する格納容器ベントは我が国
では社会的にも受け入れられることは困難であると予想
される。
外国で検討或いは実施されているような事故発生後比較
的短期時間で大気中に放出する格納容器ベントは我が国
では社会的にも受け入れられることは困難であると予想
される。
更に、原子炉格納容器の過圧破損を防止するために
は、多量のガスをFP除去処理する必要があることからコ
ストが膨大となるという問題もある。
は、多量のガスをFP除去処理する必要があることからコ
ストが膨大となるという問題もある。
（発明が解決しようとする課題） 過酷事故時に原子炉格納容器が過圧破損した多量のFP
が環境に放出される。過酷事故の発生確率自体は極めて
小さいものの結果の重要性を考えると原子炉格納容器の
健全性を維持し、多量のFP放出を防止する必要がある。
が環境に放出される。過酷事故の発生確率自体は極めて
小さいものの結果の重要性を考えると原子炉格納容器の
健全性を維持し、多量のFP放出を防止する必要がある。
しかし、従来の原子炉格納容器の場合、この様な過圧
破損を防止する対策がとられておらず、更に、最近諸外
国で提案されている過圧破損防止策はコストが膨大であ
るだけでなく、原子炉格納容器内圧の減圧時には、放射
性希ガスの様に直接環境に放出されてしまうFPが算在す
るため、被曝線量が増大してしまうおそれがあった。
破損を防止する対策がとられておらず、更に、最近諸外
国で提案されている過圧破損防止策はコストが膨大であ
るだけでなく、原子炉格納容器内圧の減圧時には、放射
性希ガスの様に直接環境に放出されてしまうFPが算在す
るため、被曝線量が増大してしまうおそれがあった。
本発明の目的は、複数プラント立地する原子力発電所
において配管，弁等の簡単かつ低コストの機器を追加す
るだけで、過酷事故時に立地評価審査指針の仮想事故時
の被曝線量の基準値を超えることなく原子炉格納容器内
圧を減圧し、その健全性を確保しFPの環境への多量の放
出を防止することのできる原子炉格納容器を提供するこ
とにある。
において配管，弁等の簡単かつ低コストの機器を追加す
るだけで、過酷事故時に立地評価審査指針の仮想事故時
の被曝線量の基準値を超えることなく原子炉格納容器内
圧を減圧し、その健全性を確保しFPの環境への多量の放
出を防止することのできる原子炉格納容器を提供するこ
とにある。
（課題を解決するための手段） 上記目的を達成するために、本発明においては、複数
プラント立地する原子力発電所において、原子炉圧力容
器を収納するドライウェルと、圧力抑制水を貯蔵するウ
ェットウェルと、ドライウェルとウェットウェルを接続
しドライウェル内の気体を圧力抑制水を通過させウェッ
トウェル気相部に導くベント管と、当該プラントのウェ
ットウェル気相部と隣接プラントのドライウェルを接続
し当該プラントのウェットウェル気相部内の気体を隣接
プラントのドライウェルへ導入する第１の気体導入配管
と、この第１の気体導入配管に設置され当該プラントの
隣接プラントへベントする際に開動作する第１の開閉弁
と、当該プラントのドライウェルと隣接プラントのドラ
イウェルを接続し当該プラントのドライウェル内の気体
を隣接プラントのドライウェルに導入する第２の気体導
入配管と、この第２の気体導入配管に設置され当該プラ
ントから隣接プラントへベントする際に開動作する第２
の開閉弁と、隣接プラントのウェットウェル気相部と大
気放出口（排気塔）を接続しウェットウェル気相部の気
体を大気放出口（排気塔）に導く排気配管と、この排気
配管に設置され隣接プラントの大気中へのベントを行な
う際に開動作する排気弁とから成ることを特徴とする原
子炉格納容器を提供することにある。
プラント立地する原子力発電所において、原子炉圧力容
器を収納するドライウェルと、圧力抑制水を貯蔵するウ
ェットウェルと、ドライウェルとウェットウェルを接続
しドライウェル内の気体を圧力抑制水を通過させウェッ
トウェル気相部に導くベント管と、当該プラントのウェ
ットウェル気相部と隣接プラントのドライウェルを接続
し当該プラントのウェットウェル気相部内の気体を隣接
プラントのドライウェルへ導入する第１の気体導入配管
と、この第１の気体導入配管に設置され当該プラントの
隣接プラントへベントする際に開動作する第１の開閉弁
と、当該プラントのドライウェルと隣接プラントのドラ
イウェルを接続し当該プラントのドライウェル内の気体
を隣接プラントのドライウェルに導入する第２の気体導
入配管と、この第２の気体導入配管に設置され当該プラ
ントから隣接プラントへベントする際に開動作する第２
の開閉弁と、隣接プラントのウェットウェル気相部と大
気放出口（排気塔）を接続しウェットウェル気相部の気
体を大気放出口（排気塔）に導く排気配管と、この排気
配管に設置され隣接プラントの大気中へのベントを行な
う際に開動作する排気弁とから成ることを特徴とする原
子炉格納容器を提供することにある。
（作用） この様にして構成された原子炉格納容器に於いては、
過酷事故時に、炉心が溶融し原子炉圧力容器を溶融貫通
しFPが原子炉格納容器のドライウェル内に放出され内圧
上昇する場合、ドライウェル内のFPを含む気体はベント
管を介して圧力抑制水を通過した後、ウェットウェル気
相部に導かれる。FPを含む気体が圧力抑制水を通過する
際、気泡上となって水中を上昇する過程でFPが除去され
る（スクラビング効果）。
過酷事故時に、炉心が溶融し原子炉圧力容器を溶融貫通
しFPが原子炉格納容器のドライウェル内に放出され内圧
上昇する場合、ドライウェル内のFPを含む気体はベント
管を介して圧力抑制水を通過した後、ウェットウェル気
相部に導かれる。FPを含む気体が圧力抑制水を通過する
際、気泡上となって水中を上昇する過程でFPが除去され
る（スクラビング効果）。
ウェットウェル気相部に至った気体は、ウェットウェ
ル気相部と事故の起きていない隣接プラントのドライウ
ェルを接続する第１の気体導入配管に燃置された第１の
開閉弁の開動作により、この配管を介して隣接プラント
のドライウェルに導かれる。その結果、隣接プラントに
於いて、ドライウェル内圧が上昇するためドライウェル
内の気体はベント管を介して圧力抑制水中でスクラビン
グを受けた後ウェットウェル気相部に至る。
ル気相部と事故の起きていない隣接プラントのドライウ
ェルを接続する第１の気体導入配管に燃置された第１の
開閉弁の開動作により、この配管を介して隣接プラント
のドライウェルに導かれる。その結果、隣接プラントに
於いて、ドライウェル内圧が上昇するためドライウェル
内の気体はベント管を介して圧力抑制水中でスクラビン
グを受けた後ウェットウェル気相部に至る。
ウェットウェル気相部に至った気体は、ウェットウェ
ル気相部と大気放出口（排気塔）を接続する排気配管に
設置された排気弁の開動作により、この配管を介して外
部環境に放出される。
ル気相部と大気放出口（排気塔）を接続する排気配管に
設置された排気弁の開動作により、この配管を介して外
部環境に放出される。
更に、過酷事故の収束の過程でウェットウェル水位が
上昇し、当該プラントのウェットウェル気相部と隣接プ
ラントのドライウェルを接続する第１の気体導入配管が
水没してしまう場合、ドライウェル内気体をドライウェ
ルと隣接プラントのドライウェルを接続する第２の気体
導入配管に設置した第２の開閉弁の開動作によりこの配
管を経て隣接プラントのドライウェルに導びく。その後
の作用はウェットウェル気相部から隣接プラントのドラ
イウェルに気体を導びく場合と同様である。
上昇し、当該プラントのウェットウェル気相部と隣接プ
ラントのドライウェルを接続する第１の気体導入配管が
水没してしまう場合、ドライウェル内気体をドライウェ
ルと隣接プラントのドライウェルを接続する第２の気体
導入配管に設置した第２の開閉弁の開動作によりこの配
管を経て隣接プラントのドライウェルに導びく。その後
の作用はウェットウェル気相部から隣接プラントのドラ
イウェルに気体を導びく場合と同様である。
この様にして過酷事故時に隣接プラントの原子炉格納
容器の自由空間体積を当該プラントの原子炉格納容器内
圧上昇の緩和に利用してFPの外部環境への放出を遅らせ
ることにより希ガスを含めた放射性核種の減衰を行わせ
る。更に、FPを含む原子炉格納容器内雰囲気ガスを外部
環境に放出する迄に２回圧力抑制水中を通過させスクラ
ビング効果によりFPを充分除去させる。この結果、過酷
事故時に我が国の立地評価審査指針の仮想事故時の被曝
線量の規準値を超えることなく格納容器ベントを行ない
原子炉格納容器内圧を減圧しその健全性を確保し、FPの
環境への多量の放出を防止することが可能となる。
容器の自由空間体積を当該プラントの原子炉格納容器内
圧上昇の緩和に利用してFPの外部環境への放出を遅らせ
ることにより希ガスを含めた放射性核種の減衰を行わせ
る。更に、FPを含む原子炉格納容器内雰囲気ガスを外部
環境に放出する迄に２回圧力抑制水中を通過させスクラ
ビング効果によりFPを充分除去させる。この結果、過酷
事故時に我が国の立地評価審査指針の仮想事故時の被曝
線量の規準値を超えることなく格納容器ベントを行ない
原子炉格納容器内圧を減圧しその健全性を確保し、FPの
環境への多量の放出を防止することが可能となる。
（実施例） 以下本発明の実施例を第１図に基づいて説明する。原
子炉格納容器20a,20bはドライウェル2,8とウェットウェ
ル3,9の２つの区分に分割されている。ドライウェル2,8
内には原子炉圧力容器1a,1bが収納され、ウェットウェ
ル3,9内には圧力抑制水4,10が貯蔵されている。ドライ
ウェル2,8とウェットウェル3,9の間は、ドライウェル内
圧が上昇した場合にドライウェル内雰囲気ガスを圧力抑
制水4,10中に導びくベント管5,11が設置されている。当
該プラントＡのウェットウェル３の気相部から隣接プラ
ントＢのドライウェル８に気体を導く第１の気体導入配
管６がウェットウェル３の気相部と隣接プラントＢのド
ライウェル８間に設置される。第１の気体導入配管６に
は常時は閉状態で、格納容器ベント時に開動作を行う第
１の開閉弁７が設置される。更に、ウェットウェル４が
冠水した場合にドライウェル２内の気体を隣接プラント
Ｂのドライウェル８内に導びくためドライウェル２と隣
接プラントＢのドライウェル８は第２の気体導入配管15
で接続される。この第２の気体導入配管15には常時は閉
状態で、原子炉格納容器圧力の上昇時にドライウェル２
から気体を隣接プラントＢのドライウェル８へ流出させ
る必要がある場合に開動作させる第２の開閉弁16が設置
される。尚、第１図では第１の開閉弁７或いは第２の開
閉弁16として信頼性向上の観点から並列に２弁設置して
いるが、１弁でも可能である。
子炉格納容器20a,20bはドライウェル2,8とウェットウェ
ル3,9の２つの区分に分割されている。ドライウェル2,8
内には原子炉圧力容器1a,1bが収納され、ウェットウェ
ル3,9内には圧力抑制水4,10が貯蔵されている。ドライ
ウェル2,8とウェットウェル3,9の間は、ドライウェル内
圧が上昇した場合にドライウェル内雰囲気ガスを圧力抑
制水4,10中に導びくベント管5,11が設置されている。当
該プラントＡのウェットウェル３の気相部から隣接プラ
ントＢのドライウェル８に気体を導く第１の気体導入配
管６がウェットウェル３の気相部と隣接プラントＢのド
ライウェル８間に設置される。第１の気体導入配管６に
は常時は閉状態で、格納容器ベント時に開動作を行う第
１の開閉弁７が設置される。更に、ウェットウェル４が
冠水した場合にドライウェル２内の気体を隣接プラント
Ｂのドライウェル８内に導びくためドライウェル２と隣
接プラントＢのドライウェル８は第２の気体導入配管15
で接続される。この第２の気体導入配管15には常時は閉
状態で、原子炉格納容器圧力の上昇時にドライウェル２
から気体を隣接プラントＢのドライウェル８へ流出させ
る必要がある場合に開動作させる第２の開閉弁16が設置
される。尚、第１図では第１の開閉弁７或いは第２の開
閉弁16として信頼性向上の観点から並列に２弁設置して
いるが、１弁でも可能である。
隣接プラントＢに於いて、ドライウェル８内の内圧上
昇時には、雰囲気ガスが圧力抑制水10を介してウェット
ウェル９の気相部9aに至るように、ドライウェル８とウ
ェットウェル９の間にベント管11が設置される。更に、
ウェットウェル９の内圧上昇時に雰囲気ガスを大気放出
口（排気塔）14に導くため、ウェットウェル９の気相部
9aと大気放出口（排気塔）14間に排気配管12が設置され
る。この排気配管12には常時は閉状態で格納容器ベント
時に開動作を行う排気弁13が設置されている。尚、排気
弁13は誤開放防止の観点から直列２弁としているが、１
弁でも可能である。第１及び第２の開閉弁7,16及び排気
弁13は全交流電源喪失事象時にも機能し得るように直流
電動弁の使用，空気作動弁の使用，ラプチャーディスク
の使用等多様な対応が可能である。
昇時には、雰囲気ガスが圧力抑制水10を介してウェット
ウェル９の気相部9aに至るように、ドライウェル８とウ
ェットウェル９の間にベント管11が設置される。更に、
ウェットウェル９の内圧上昇時に雰囲気ガスを大気放出
口（排気塔）14に導くため、ウェットウェル９の気相部
9aと大気放出口（排気塔）14間に排気配管12が設置され
る。この排気配管12には常時は閉状態で格納容器ベント
時に開動作を行う排気弁13が設置されている。尚、排気
弁13は誤開放防止の観点から直列２弁としているが、１
弁でも可能である。第１及び第２の開閉弁7,16及び排気
弁13は全交流電源喪失事象時にも機能し得るように直流
電動弁の使用，空気作動弁の使用，ラプチャーディスク
の使用等多様な対応が可能である。
本原子炉格納容器を有する原子力発電プラントに於い
て、過酷事故が発生し、原子炉格納容器内にFPが放出さ
れると同時にその内圧が上昇する場合、隣接プラントの
原子炉格納容器の自由空間体積を当該プラントの原子炉
格納容器の内圧上昇の緩和に利用し希ガスを含む全ての
FPの減衰を行わせることができる。更に、その後の当該
プラントの原子炉格納容器の圧力上昇に対してFPを外部
環境に放出する前に圧力抑制水中を２回通過させその際
のスクラビング効果によりFPは充分除去される。
て、過酷事故が発生し、原子炉格納容器内にFPが放出さ
れると同時にその内圧が上昇する場合、隣接プラントの
原子炉格納容器の自由空間体積を当該プラントの原子炉
格納容器の内圧上昇の緩和に利用し希ガスを含む全ての
FPの減衰を行わせることができる。更に、その後の当該
プラントの原子炉格納容器の圧力上昇に対してFPを外部
環境に放出する前に圧力抑制水中を２回通過させその際
のスクラビング効果によりFPは充分除去される。
この結果、過酷事故時に我が国の立地評価審査指針の
仮想事故時の被曝線量の規準値を超えることなく格納容
器ベントを行ない原子炉格納容器内際を減圧しその健全
性を確保し、FPの環境への多量の放出を防止することが
可能となる。
仮想事故時の被曝線量の規準値を超えることなく格納容
器ベントを行ない原子炉格納容器内際を減圧しその健全
性を確保し、FPの環境への多量の放出を防止することが
可能となる。
第１図は本発明の一実施例を示す原子炉格納容器の系統
図である。 1a,1b…原子炉圧力容器 2,8…ドライウェル 3,9…ウェットウェル 4,10…圧力抑制水、5,11…ベント管 ６…第１の気体導入配管、７…第１の開閉弁 12…排気配管、13…排気弁 14…大気放出口 15…第２の気体導入配管、16…第２の開閉弁
図である。 1a,1b…原子炉圧力容器 2,8…ドライウェル 3,9…ウェットウェル 4,10…圧力抑制水、5,11…ベント管 ６…第１の気体導入配管、７…第１の開閉弁 12…排気配管、13…排気弁 14…大気放出口 15…第２の気体導入配管、16…第２の開閉弁
Claims (1)
- 【請求項１】複数プラントが立地された原子力発電所に
おいて、原子炉圧力容器を収納するドライウェルと、圧
力抑制水を貯蔵するウェットウェルと、ドライウェルと
ウェットウェルを接続しドライウェル内の気体を圧力抑
制水を通過させウェットウェル気相部に導くベント管
と、当該プラントのウェットウェル気相部と隣接プラン
トのドライウェルを接続し当該プラントのウェットウェ
ル気相部内の気体を隣接プラントのドライウェルに導入
する第１の気体導入配管と、この気体導入配管に設置さ
れ当該プラントから隣接プラントへ気体を放出する際に
開動作する第１の開閉弁と，当該プラントのドライウェ
ルと隣接プラントのドライウェルを接続し当該プラント
のドライウェル内の気体を隣接プラントのドライウェル
に導入する第２の気体導入配管と、この配管に設置され
当該プラントから隣接プラントへ気体を放出する際に開
動作する第２の開閉弁と、隣接プラントのウェットウェ
ル気相部と大気放出口を接続しウェットウェル気相部の
気体を大気放出口に導く排気配管と、この排気配管に設
置され隣接プラントから大気へ気体を放出する際に開動
作する排気弁とから成ることを特徴とする原子炉格納容
器。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1166863A JP2685902B2 (ja) | 1989-06-30 | 1989-06-30 | 原子炉格納容器 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1166863A JP2685902B2 (ja) | 1989-06-30 | 1989-06-30 | 原子炉格納容器 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0333694A JPH0333694A (ja) | 1991-02-13 |
| JP2685902B2 true JP2685902B2 (ja) | 1997-12-08 |
Family
ID=15839039
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1166863A Expired - Fee Related JP2685902B2 (ja) | 1989-06-30 | 1989-06-30 | 原子炉格納容器 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2685902B2 (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN106098121B (zh) * | 2016-06-23 | 2018-08-24 | 中广核研究院有限公司 | 气液流通管及安全壳 |
-
1989
- 1989-06-30 JP JP1166863A patent/JP2685902B2/ja not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0333694A (ja) | 1991-02-13 |
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