JP2735278B2 - 自然放熱型格納容器の冷却システム - Google Patents
自然放熱型格納容器の冷却システムInfo
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- JP2735278B2 JP2735278B2 JP1073924A JP7392489A JP2735278B2 JP 2735278 B2 JP2735278 B2 JP 2735278B2 JP 1073924 A JP1073924 A JP 1073924A JP 7392489 A JP7392489 A JP 7392489A JP 2735278 B2 JP2735278 B2 JP 2735278B2
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- Japan
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- steam
- pipe
- heat exchanger
- pool
- water
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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
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- 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） 本発明は冷却材喪失事故時の原子炉格納容器の冷却に
好適な自然放熱型格納容器の冷却システムに関する。
好適な自然放熱型格納容器の冷却システムに関する。
（従来の技術） 従来の自然放熱型格納容器の冷却システムは第３図に
示したように炉心１を内蔵する原子炉圧力容器２と、こ
の原子炉圧力容器２を内包するドライウェル３とサプレ
ッションプール４を有するウェットウェル５とを格納す
る原子炉格納容器６と、この原子炉格納容器６の外側に
位置して原子炉建屋13内に設けた格納容器回収プール12
とから構成されている。格納容器外周プール12の上部空
間は排気管14を介してスタック15に連結している。サプ
レッションプール４内には多量の冷却水を保有してい
る。
示したように炉心１を内蔵する原子炉圧力容器２と、こ
の原子炉圧力容器２を内包するドライウェル３とサプレ
ッションプール４を有するウェットウェル５とを格納す
る原子炉格納容器６と、この原子炉格納容器６の外側に
位置して原子炉建屋13内に設けた格納容器回収プール12
とから構成されている。格納容器外周プール12の上部空
間は排気管14を介してスタック15に連結している。サプ
レッションプール４内には多量の冷却水を保有してい
る。
原子炉圧力容器２内の蒸気が原子炉格納容器６内に漏
洩するような事故が発生した場合、蒸気はドライウェル
内に充満しベント管を通り、ウェットウェル５内に導か
れ、サプレッションプール４内に噴出し、サプレッショ
ンプール４の水によって凝縮される。
洩するような事故が発生した場合、蒸気はドライウェル
内に充満しベント管を通り、ウェットウェル５内に導か
れ、サプレッションプール４内に噴出し、サプレッショ
ンプール４の水によって凝縮される。
この状態が継続すればサプレッションプール４の水温
は上昇を続けるが、格納容器外周プール12との温度差が
大きくなるにつれて、その外周プール12への伝熱量が増
加し、サプレッションプール４の水温は低下していくこ
とになる。さらに外周プール12の水温が上昇していくと
外周プール12から蒸発が始まり、このとき蒸発潜熱を奪
うことにより外周プール12が除熱される。除熱された熱
は自然対流によって排気管14を通り原子炉建屋13の外部
に設けたスタック15から大気中に逃される。また、ドラ
イウェル３内の熱は原子炉格納容器６の壁面から気相部
へ伝達されドライウェル３内の圧力、温度抑制に寄与す
る。
は上昇を続けるが、格納容器外周プール12との温度差が
大きくなるにつれて、その外周プール12への伝熱量が増
加し、サプレッションプール４の水温は低下していくこ
とになる。さらに外周プール12の水温が上昇していくと
外周プール12から蒸発が始まり、このとき蒸発潜熱を奪
うことにより外周プール12が除熱される。除熱された熱
は自然対流によって排気管14を通り原子炉建屋13の外部
に設けたスタック15から大気中に逃される。また、ドラ
イウェル３内の熱は原子炉格納容器６の壁面から気相部
へ伝達されドライウェル３内の圧力、温度抑制に寄与す
る。
（発明が解決しようとする課題） 上記のような場合において、ドライウェル３内に充満
した蒸気の熱を原子炉格納容器６の壁を介し格納容器外
周プール12に逃すためには、格納容器外周プール12の水
位をドライウェル３を格納する原子炉格納容器６の壁面
の高さ以上にしなければならないため、格納容器外周プ
ール12の水圧に耐える強度を持った原子炉格納容器６に
する必要がある。
した蒸気の熱を原子炉格納容器６の壁を介し格納容器外
周プール12に逃すためには、格納容器外周プール12の水
位をドライウェル３を格納する原子炉格納容器６の壁面
の高さ以上にしなければならないため、格納容器外周プ
ール12の水圧に耐える強度を持った原子炉格納容器６に
する必要がある。
一方、ドライウェル３内に充満した高温高圧の蒸気は
ベント管７を通り、ベント管７内の水を押し下げてサプ
レッションプール４内に流入し、水に熱を伝えて凝縮す
る。凝縮が進むと蒸気の圧力が低下しサプレッションプ
ール４内の水を押し下げるだけの圧力がなくなり、サプ
レッションプール４内の水による除熱は期待できなくな
る。
ベント管７を通り、ベント管７内の水を押し下げてサプ
レッションプール４内に流入し、水に熱を伝えて凝縮す
る。凝縮が進むと蒸気の圧力が低下しサプレッションプ
ール４内の水を押し下げるだけの圧力がなくなり、サプ
レッションプール４内の水による除熱は期待できなくな
る。
［発明の構成］ （課題を解決するための手段） 本発明は原子炉圧力容器と、これを格納するドライウ
ェルおよびサプレッションプールを有するウェットウェ
ルと、前記ドライウェルと前記サプレッションプールと
を結ぶベント管とを内包する原子炉格納容器を原子炉建
屋内に設け、前記ドライウェルと蒸気配管により結ばれ
た蒸気インジェクターを前記原子炉格納容器の外側に設
け、この蒸気インジェクターと入口配管により結ばれた
熱交換器を設け、この熱交換器を格納する冷却プールを
設け、前記蒸気インジェクターの出口配管と原子炉格納
容器の前記サプレッションプールとを結ぶバイパス配管
及び前記熱交換器と前記サプレッションプールとを結ぶ
オーバーフロー配管を設け、前記蒸気インジェクターの
出口配管ら前記熱交換器へ戻る戻り配管を設けたことを
特徴とする。
ェルおよびサプレッションプールを有するウェットウェ
ルと、前記ドライウェルと前記サプレッションプールと
を結ぶベント管とを内包する原子炉格納容器を原子炉建
屋内に設け、前記ドライウェルと蒸気配管により結ばれ
た蒸気インジェクターを前記原子炉格納容器の外側に設
け、この蒸気インジェクターと入口配管により結ばれた
熱交換器を設け、この熱交換器を格納する冷却プールを
設け、前記蒸気インジェクターの出口配管と原子炉格納
容器の前記サプレッションプールとを結ぶバイパス配管
及び前記熱交換器と前記サプレッションプールとを結ぶ
オーバーフロー配管を設け、前記蒸気インジェクターの
出口配管ら前記熱交換器へ戻る戻り配管を設けたことを
特徴とする。
（作 用） 主蒸気等の配管より原子炉格納容器内に高温高圧の蒸
気が漏洩する事故が発生した場合、漏洩した蒸気をドラ
イウェルから原子炉格納容器外に設置した蒸気インジェ
クターに導き、前記蒸気インジェクターの上部に設けた
熱交換器から蒸気インジェクターに流入した水に熱を伝
えて凝縮させる。温度が上昇した水は再び熱交換器に戻
ることによって原子炉格納容器内に漏洩した蒸気の熱を
冷却プール内の水に逃がす。また、冷却が進み原子炉格
納容器内の蒸気の圧力が減少しても確実に効率よく原子
炉格納容器外部の冷却プールに逃がすことにより、冷却
材喪失事故後の迅速かつ長期的な冷却が可能となる。
気が漏洩する事故が発生した場合、漏洩した蒸気をドラ
イウェルから原子炉格納容器外に設置した蒸気インジェ
クターに導き、前記蒸気インジェクターの上部に設けた
熱交換器から蒸気インジェクターに流入した水に熱を伝
えて凝縮させる。温度が上昇した水は再び熱交換器に戻
ることによって原子炉格納容器内に漏洩した蒸気の熱を
冷却プール内の水に逃がす。また、冷却が進み原子炉格
納容器内の蒸気の圧力が減少しても確実に効率よく原子
炉格納容器外部の冷却プールに逃がすことにより、冷却
材喪失事故後の迅速かつ長期的な冷却が可能となる。
（実施例） 本発明の一実施例を第１図を参照しながら説明する。
第１図は左右対称なため原子炉圧力容器を中心にして右
半分のみ示している。第１図において、炉心１を内蔵す
る原子炉圧力容器２を内包するドイウェル３と、サプレ
ッションプール４を有するウェットウェル５と、これら
を格納する原子炉格納容器６とが原子炉建屋12内に設け
られている。前記ドライウェル３とサプレッションプー
ル４とを結んでベント管７が設けられている。前記ドラ
イウェル３と蒸気配管11aにより結ばれて蒸気インジェ
クター８が接続されている。この蒸気インジェクター８
の上部には熱交換器９が設けられている。この熱交換器
９は格納容器６の上部に設けられた冷却プール10内に水
没されている。前記蒸気インジェクター８と熱交換器９
を結んで入口配管11bが接続されている。前記蒸気イン
ジェクター８の出口配管11cから前記熱交換器９へ戻る
戻り配管11dが接続されている。前記蒸気インジェクタ
ー８の出口配管11cと前記サプレッションプール４を結
んでバイパス配管11eが接続され、前記熱交換器９と前
記サプレッションプール４とを結んでオーバーフロー配
管11fが接続されている。冷却プール10の上部空間から
は排気管14が接続され、排気管14の他端はスタック15に
接続されている。
第１図は左右対称なため原子炉圧力容器を中心にして右
半分のみ示している。第１図において、炉心１を内蔵す
る原子炉圧力容器２を内包するドイウェル３と、サプレ
ッションプール４を有するウェットウェル５と、これら
を格納する原子炉格納容器６とが原子炉建屋12内に設け
られている。前記ドライウェル３とサプレッションプー
ル４とを結んでベント管７が設けられている。前記ドラ
イウェル３と蒸気配管11aにより結ばれて蒸気インジェ
クター８が接続されている。この蒸気インジェクター８
の上部には熱交換器９が設けられている。この熱交換器
９は格納容器６の上部に設けられた冷却プール10内に水
没されている。前記蒸気インジェクター８と熱交換器９
を結んで入口配管11bが接続されている。前記蒸気イン
ジェクター８の出口配管11cから前記熱交換器９へ戻る
戻り配管11dが接続されている。前記蒸気インジェクタ
ー８の出口配管11cと前記サプレッションプール４を結
んでバイパス配管11eが接続され、前記熱交換器９と前
記サプレッションプール４とを結んでオーバーフロー配
管11fが接続されている。冷却プール10の上部空間から
は排気管14が接続され、排気管14の他端はスタック15に
接続されている。
しかして、上記冷却システムにおいて、事故時には、
ドライウェル３内に充満した蒸気はベント管７を通り、
ベント管７内の水を押し下げサプレッションプール４内
に流入し、高温高圧の蒸気はサプレッションプール４内
の水に熱を伝えて凝縮する。凝縮が進むと蒸気の圧力が
低下しベント管７内の水を押し下げてサプレッションプ
ール４内に流入しなくなるため、サプレッションプール
４内の水の除熱効果が低下する。
ドライウェル３内に充満した蒸気はベント管７を通り、
ベント管７内の水を押し下げサプレッションプール４内
に流入し、高温高圧の蒸気はサプレッションプール４内
の水に熱を伝えて凝縮する。凝縮が進むと蒸気の圧力が
低下しベント管７内の水を押し下げてサプレッションプ
ール４内に流入しなくなるため、サプレッションプール
４内の水の除熱効果が低下する。
一方、ドライウェル３と蒸気配管11aによって結ばれ
た蒸気インジェクター８にも漏洩した蒸気が流入する。
蒸気インジェクター８内には熱交換器９から入口配管11
bを通り水が充填されており流入した蒸気は水に熱を伝
えて凝縮する。蒸気インジェクター８の出口配管11cで
は凝縮した蒸気のエネルギーによって昇温された水が吐
出される。蒸気インジェクター８が作動後安定した吐出
を得るまで昇温された水はバイパス配管11eによってサ
プレッションプール４内に流入させ、吐出圧が安定した
後に戻り配管11dを通り昇温された水を再び熱交換器９
に流入させる。熱交換器９に流入した昇温された水は冷
却プール10内の水に熱を伝えて、蒸発させることにより
冷却される。凝縮が進むと蒸気インジェクター８、熱交
換器９および前記蒸気インジェクター８と熱交換器９を
結ぶ各配管内の水が増加するため熱交換器９とサプレッ
ションプール４とをむすぷオーバーフロー配管11により
サプレッションプール４に流入させる。上記のようにド
ライウェル３内に蒸気が存在する限りこの動作を繰り返
すため蒸気の圧力が低下しても常に安定した除熱が行え
る。
た蒸気インジェクター８にも漏洩した蒸気が流入する。
蒸気インジェクター８内には熱交換器９から入口配管11
bを通り水が充填されており流入した蒸気は水に熱を伝
えて凝縮する。蒸気インジェクター８の出口配管11cで
は凝縮した蒸気のエネルギーによって昇温された水が吐
出される。蒸気インジェクター８が作動後安定した吐出
を得るまで昇温された水はバイパス配管11eによってサ
プレッションプール４内に流入させ、吐出圧が安定した
後に戻り配管11dを通り昇温された水を再び熱交換器９
に流入させる。熱交換器９に流入した昇温された水は冷
却プール10内の水に熱を伝えて、蒸発させることにより
冷却される。凝縮が進むと蒸気インジェクター８、熱交
換器９および前記蒸気インジェクター８と熱交換器９を
結ぶ各配管内の水が増加するため熱交換器９とサプレッ
ションプール４とをむすぷオーバーフロー配管11により
サプレッションプール４に流入させる。上記のようにド
ライウェル３内に蒸気が存在する限りこの動作を繰り返
すため蒸気の圧力が低下しても常に安定した除熱が行え
る。
この実施例によると、ドライウェル３と蒸気配管11a
により結ばれた蒸気インジェクー８と、蒸気インジェク
ター８の上部に熱交換器９と、この熱交換器９を格納す
る冷却プール10と、前記蒸気インジェクター８と熱交換
器９を結ぶ入口配管11bと、前記蒸気インジェクター８
の出口配管11cと熱交換器９を結ぶ戻り配管11dと、前記
蒸気インジェクター８の出口配管11cと前記サプレッシ
ョンプール４を結ぶバイパス配管11e、および前記熱交
換器９と前記サプレッションプール４とを結ぶオーバー
フロー配管11fを設けることにより、ドライウェル３内
に充満した蒸気の圧力に影響することなく、蒸気の熱を
蒸気インジェクター８および熱交換器９内の水を介し、
熱交換器９を格納する冷却プール10の水に伝達する。
により結ばれた蒸気インジェクー８と、蒸気インジェク
ター８の上部に熱交換器９と、この熱交換器９を格納す
る冷却プール10と、前記蒸気インジェクター８と熱交換
器９を結ぶ入口配管11bと、前記蒸気インジェクター８
の出口配管11cと熱交換器９を結ぶ戻り配管11dと、前記
蒸気インジェクター８の出口配管11cと前記サプレッシ
ョンプール４を結ぶバイパス配管11e、および前記熱交
換器９と前記サプレッションプール４とを結ぶオーバー
フロー配管11fを設けることにより、ドライウェル３内
に充満した蒸気の圧力に影響することなく、蒸気の熱を
蒸気インジェクター８および熱交換器９内の水を介し、
熱交換器９を格納する冷却プール10の水に伝達する。
本発明に係る他の実施例を第２図を参照しながら説明
する。
する。
炉心１を内蔵する原子炉圧力容器２を内包するドイウ
ェル３と、サプレッションプール４を有するウェットウ
ェル５と、これらを格納する原子炉格納容器６と、前記
ドライウェル３とサプレッションプール４とを結ぶベン
ト管７と、前記ドライウェル３と蒸気配管11aにより結
ばれた蒸気インジェクター８と、この蒸気インジェクタ
ー８と入口配管11bにより結ばれた熱交換器９と、この
熱交換器９を格納する冷却プール10を設け、前記蒸気イ
ンジェクター８の出口配管11cから前記熱交換器９への
戻り配管11dと、前記蒸気インジェクター８の出口配管1
1cと前記サプレッションプール４を結ぶバイパス配管11
eおよび前記熱交換器９と前記サプレッションプール４
とを結ぶオーバーフロー配管11fから構成される。
ェル３と、サプレッションプール４を有するウェットウ
ェル５と、これらを格納する原子炉格納容器６と、前記
ドライウェル３とサプレッションプール４とを結ぶベン
ト管７と、前記ドライウェル３と蒸気配管11aにより結
ばれた蒸気インジェクター８と、この蒸気インジェクタ
ー８と入口配管11bにより結ばれた熱交換器９と、この
熱交換器９を格納する冷却プール10を設け、前記蒸気イ
ンジェクター８の出口配管11cから前記熱交換器９への
戻り配管11dと、前記蒸気インジェクター８の出口配管1
1cと前記サプレッションプール４を結ぶバイパス配管11
eおよび前記熱交換器９と前記サプレッションプール４
とを結ぶオーバーフロー配管11fから構成される。
事故時には、ドライウェル３内に充満した蒸気はベン
ト管７を通り、ベント管７内の水を押し下げサプレッシ
ョンプール４内に流入し、高温高圧の蒸気はサプレッシ
ョンプール４内の水に熱を伝えて凝縮する。凝縮が進む
と蒸気の圧力が低下しベント管７内の水を押し下げてサ
プレッションプール４内に流入しなくなるため、サプレ
ッションプール４内の水の除熱効果が低下する。
ト管７を通り、ベント管７内の水を押し下げサプレッシ
ョンプール４内に流入し、高温高圧の蒸気はサプレッシ
ョンプール４内の水に熱を伝えて凝縮する。凝縮が進む
と蒸気の圧力が低下しベント管７内の水を押し下げてサ
プレッションプール４内に流入しなくなるため、サプレ
ッションプール４内の水の除熱効果が低下する。
一方、ドライウェル３と蒸気配管11aによって結ばれ
た蒸気インジェクター８にも漏洩した蒸気が流入する。
蒸気インジェクター８内には熱交換器９から入口配管11
bを通り水が充填されており流入した蒸気は水に熱を伝
えて凝縮する。蒸気インジェクター８の出口配管11cで
は凝縮した蒸気のエネルギーによって昇温された水が吐
出される。蒸気インジェクター８が作動後安定した吐出
圧を得るまで昇温された水はバイパス配管11eによって
サプレッションプール４内に流入させ、吐出圧が安定し
た後に戻り配管11dを通り昇温された水を再び熱交換器
９に流入させる。熱交換器９に流入した昇温された水は
冷却プール10内の海水に熱を伝えて冷却される。凝縮が
進むと蒸気インジェクター８、熱交換器９および前記蒸
気インジェクター８と熱交換器９を結ぶ各配管内の水が
増加するため熱交換器９とサプレッションプール４とを
結ぶオーバーフロー配管11fによりサプレッションプー
ル４に流入させる。上記のようにドライウェル３内に蒸
気が存在する限りこの動作を繰り返すため蒸気の圧力が
低下しても常に安定した除熱が行える。
た蒸気インジェクター８にも漏洩した蒸気が流入する。
蒸気インジェクター８内には熱交換器９から入口配管11
bを通り水が充填されており流入した蒸気は水に熱を伝
えて凝縮する。蒸気インジェクター８の出口配管11cで
は凝縮した蒸気のエネルギーによって昇温された水が吐
出される。蒸気インジェクター８が作動後安定した吐出
圧を得るまで昇温された水はバイパス配管11eによって
サプレッションプール４内に流入させ、吐出圧が安定し
た後に戻り配管11dを通り昇温された水を再び熱交換器
９に流入させる。熱交換器９に流入した昇温された水は
冷却プール10内の海水に熱を伝えて冷却される。凝縮が
進むと蒸気インジェクター８、熱交換器９および前記蒸
気インジェクター８と熱交換器９を結ぶ各配管内の水が
増加するため熱交換器９とサプレッションプール４とを
結ぶオーバーフロー配管11fによりサプレッションプー
ル４に流入させる。上記のようにドライウェル３内に蒸
気が存在する限りこの動作を繰り返すため蒸気の圧力が
低下しても常に安定した除熱が行える。
この実施例によると、ドライウェル３と蒸気配管11a
により結ばれた蒸気インジェクター８と、蒸気インジェ
クター８の上部に熱交換器９と、この熱交換器９を格納
する冷却プールと10と、前記蒸気インジェクター８と熱
交換器９を結ぶ入口配管11bと、前記蒸気インジェクタ
ー８の出口配管11cと熱交換器９を結ぶ戻り配管11dと、
前記蒸気インジェクター８の出口配管11cと前記サプレ
ッションプール４を結ぶバイパス配管11e、および前記
熱交換器９と前記サプレッションプール４とを結ぶオー
バーフロー配管11fを設けることにより、ドライウェル
３内に充満した蒸気の圧力に影響することなく、蒸気の
熱を蒸気インジェクター８および熱交換器９内の水を介
し、熱交換器９を格納する冷却プール10の海水に伝達す
る。
により結ばれた蒸気インジェクター８と、蒸気インジェ
クター８の上部に熱交換器９と、この熱交換器９を格納
する冷却プールと10と、前記蒸気インジェクター８と熱
交換器９を結ぶ入口配管11bと、前記蒸気インジェクタ
ー８の出口配管11cと熱交換器９を結ぶ戻り配管11dと、
前記蒸気インジェクター８の出口配管11cと前記サプレ
ッションプール４を結ぶバイパス配管11e、および前記
熱交換器９と前記サプレッションプール４とを結ぶオー
バーフロー配管11fを設けることにより、ドライウェル
３内に充満した蒸気の圧力に影響することなく、蒸気の
熱を蒸気インジェクター８および熱交換器９内の水を介
し、熱交換器９を格納する冷却プール10の海水に伝達す
る。
［発明の効果］ 本発明によれば、原子炉格納容器内に漏洩した蒸気の
熱を蒸気インジェクターおよび熱交換器によって蒸気の
圧力低下の影響を受けることなく効率良く格納容器外部
プールに逃がすことができる。よって、冷却材喪失事故
後の安定した長期的な冷却が可能な自然放熱型格納容器
を提供することができる。
熱を蒸気インジェクターおよび熱交換器によって蒸気の
圧力低下の影響を受けることなく効率良く格納容器外部
プールに逃がすことができる。よって、冷却材喪失事故
後の安定した長期的な冷却が可能な自然放熱型格納容器
を提供することができる。
第１図および第２図は本発明に係る自然放熱型収納容器
の冷却システムの各々の実施例を右半分のみ示す縦断面
図、第３図は従来の自然放熱型格納容器の冷却システム
を示す縦断面図である。 １……炉心 ２……原子炉圧力容器 ３……ドライウェル ４……サプレッションプール ５……ウェットウェル ６……原子炉格納容器 ７……ベント管 ８……蒸気インジェクター ９……熱交換器 10……冷却プール 11a……蒸気配管 11b……入口配管 11c……出口配管 11d……戻り配管 11e……バイパス配管 11f……オーバーフロー配管 12……格納容器外周プール 13……原子炉建屋 14……排気管 15……スタック
の冷却システムの各々の実施例を右半分のみ示す縦断面
図、第３図は従来の自然放熱型格納容器の冷却システム
を示す縦断面図である。 １……炉心 ２……原子炉圧力容器 ３……ドライウェル ４……サプレッションプール ５……ウェットウェル ６……原子炉格納容器 ７……ベント管 ８……蒸気インジェクター ９……熱交換器 10……冷却プール 11a……蒸気配管 11b……入口配管 11c……出口配管 11d……戻り配管 11e……バイパス配管 11f……オーバーフロー配管 12……格納容器外周プール 13……原子炉建屋 14……排気管 15……スタック
Claims (1)
- 【請求項１】原子炉圧力容器と、これを格納するドライ
ウェルおよびサプレッションプールを有するウェットウ
ェルと、前記ドライウェルと前記サプレッションプール
とを結ぶベント管とを内包する原子炉格納容器を原子炉
建屋内に設け、前記ドライウェルと蒸気配管により結ば
れた蒸気インジェクターを前記原子炉格納容器の外側に
設け、この蒸気インジェクターと入口配管により結ばれ
た熱交換器を設け、この熱交換器を格納する冷却プール
を設け、前記蒸気インジェクターの出口配管と原子炉格
納容器の前記サプレッションプールとを結ぶバイパス配
管及び前記熱交換器と前記サプレッションプールとを結
ぶオーバーフロー配管を設け、前記蒸気インジェクター
の出口配管から前記熱交換器へ戻る戻り配管を設けたこ
とを特徴とする自然放熱型格納容器の冷却システム。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1073924A JP2735278B2 (ja) | 1989-03-28 | 1989-03-28 | 自然放熱型格納容器の冷却システム |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1073924A JP2735278B2 (ja) | 1989-03-28 | 1989-03-28 | 自然放熱型格納容器の冷却システム |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02253195A JPH02253195A (ja) | 1990-10-11 |
| JP2735278B2 true JP2735278B2 (ja) | 1998-04-02 |
Family
ID=13532182
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-
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- 1989-03-28 JP JP1073924A patent/JP2735278B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
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