JP2915012B2 - 原子力プラント - Google Patents
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Description
【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、複数の原子力発電プラントを有する原子力
発電所における、事故の抑制及び収束の技術に関する。
発電所における、事故の抑制及び収束の技術に関する。
従来は、万一原子力発電プラントにおいて例えば崩壊
熱の除去に失敗するなどの原因によつて、原子炉格納容
器の内圧が上昇してしまう事故が発生したと仮定した場
合の対応設備及び対応方法としては、特開昭63−75598
号公報に述べられているように、原子炉格納容器中に充
満した、核分裂生成物を含有するところの雰囲気を、原
子炉格納容器から直接的、あるいは種々のフイルターを
介して間接的に放出する、いわゆる格納容器ベント（フ
イルターベント）という設備及び方法が考えられてい
る。
熱の除去に失敗するなどの原因によつて、原子炉格納容
器の内圧が上昇してしまう事故が発生したと仮定した場
合の対応設備及び対応方法としては、特開昭63−75598
号公報に述べられているように、原子炉格納容器中に充
満した、核分裂生成物を含有するところの雰囲気を、原
子炉格納容器から直接的、あるいは種々のフイルターを
介して間接的に放出する、いわゆる格納容器ベント（フ
イルターベント）という設備及び方法が考えられてい
る。
また、他の従来例として、複数の格納容器を連結する
構成を有する原子力発電プラントとしては、特開昭63−
289488号公報に記載されているものがあるが、本装置は
圧力抑制室の空間を相互に連結し、自由空間容積の増大
を意図したものである。
構成を有する原子力発電プラントとしては、特開昭63−
289488号公報に記載されているものがあるが、本装置は
圧力抑制室の空間を相互に連結し、自由空間容積の増大
を意図したものである。
上記従来技術のうち、格納容器ベントおよびフイルタ
ーベントについては、フイルター等を介しているにせよ
原子炉格納容器中の雰囲気を大気に放散するという方法
を採用しており、崩壊熱の最終的な吸収媒体を大気に求
めている。
ーベントについては、フイルター等を介しているにせよ
原子炉格納容器中の雰囲気を大気に放散するという方法
を採用しており、崩壊熱の最終的な吸収媒体を大気に求
めている。
このような方法を採用することは、わずかではあるに
せよ、雰囲気中に含まれている核分裂生成物を環境中に
放出することになり、サイト周辺の住民への直接的な健
康への影響は無視し得るレベルであつたとしても、好ま
しい方法ではない。
せよ、雰囲気中に含まれている核分裂生成物を環境中に
放出することになり、サイト周辺の住民への直接的な健
康への影響は無視し得るレベルであつたとしても、好ま
しい方法ではない。
さらに、この種の方法は、事故発生プラント単独で事
故収束を図るという前提に立つて考案されており、日本
の原子力発電所の特徴とあるところの複数立地という点
を考慮していない。つまり、万一事故が発生したとして
も、複数基立地のサイトであれば、ある特定の安全機能
が事故プラントでは失なわれていたとしても、他のプラ
ントではその機能は失なわれていない可能性が高く、何
らかの手段によりこの機能を事故プラントに供給する可
能性があるわけだが、従来はこの点を考慮していない。
故収束を図るという前提に立つて考案されており、日本
の原子力発電所の特徴とあるところの複数立地という点
を考慮していない。つまり、万一事故が発生したとして
も、複数基立地のサイトであれば、ある特定の安全機能
が事故プラントでは失なわれていたとしても、他のプラ
ントではその機能は失なわれていない可能性が高く、何
らかの手段によりこの機能を事故プラントに供給する可
能性があるわけだが、従来はこの点を考慮していない。
また、前記従来技術のうち、複数の原子力プラントの
圧力抑制室を相互に連結する装置は、事故プラントから
放出される蒸気の凝縮について考慮していない。
圧力抑制室を相互に連結する装置は、事故プラントから
放出される蒸気の凝縮について考慮していない。
本発明の目的は、原子炉格納容器内に圧力抑制プール
を有するタイプの原子力発電プラントに対して、万一事
故が生じた時においても、事故プラントの雰囲気を環境
中へ放出することなしに、事故収束の手段を与えるとと
もに、この時に必要となる蒸気凝縮を効果的に実施する
手段を与えることにある。
を有するタイプの原子力発電プラントに対して、万一事
故が生じた時においても、事故プラントの雰囲気を環境
中へ放出することなしに、事故収束の手段を与えるとと
もに、この時に必要となる蒸気凝縮を効果的に実施する
手段を与えることにある。
上記目的を達成する第１の発明の特徴は、第１の原子
炉格納容器のドライウエル気相部及びウエットウエル気
相部と第２の原子炉格納容器のドライウエル気相部及び
ウエットウエル気相部のそれぞれを連絡する配管と、前
記配管内の流体が流れる方向を切り替える弁とを備える
ことにある。
炉格納容器のドライウエル気相部及びウエットウエル気
相部と第２の原子炉格納容器のドライウエル気相部及び
ウエットウエル気相部のそれぞれを連絡する配管と、前
記配管内の流体が流れる方向を切り替える弁とを備える
ことにある。
第２の発明の特徴は、第１の原子炉格納容器内の空間
と第２の原子炉格納容器のウエットウエル内プール水中
とを連絡する配管と、前記配管において前記ウエットウ
エル内プール水中から前記空間へ流体が流れることを阻
止する逆流防止手段とを備えることにある。
と第２の原子炉格納容器のウエットウエル内プール水中
とを連絡する配管と、前記配管において前記ウエットウ
エル内プール水中から前記空間へ流体が流れることを阻
止する逆流防止手段とを備えることにある。
第３の発明の特徴は、第２の発明の特徴に加えて、空
間は、ウエットウエル気相部であることにある。
間は、ウエットウエル気相部であることにある。
第４の発明の特徴は、第１の原子炉格納容器のウエッ
トウエル気相部と第２の原子炉格納容器のウエットウエ
ル気相部とを連絡する配管と、前記各原子炉格納容器の
ウエットウエル内プール水中へ前記配管内方向への流体
の流れを阻止する手段を介して配備された前記配管の流
体吐出口と、前記各原子炉格納容器のウエットウエル気
相部に前記配管外方向への流体の流れを阻止する手段を
介して配備された前記配管の流体流入口とを備えること
にある。
トウエル気相部と第２の原子炉格納容器のウエットウエ
ル気相部とを連絡する配管と、前記各原子炉格納容器の
ウエットウエル内プール水中へ前記配管内方向への流体
の流れを阻止する手段を介して配備された前記配管の流
体吐出口と、前記各原子炉格納容器のウエットウエル気
相部に前記配管外方向への流体の流れを阻止する手段を
介して配備された前記配管の流体流入口とを備えること
にある。
第５の発明の特徴は、第４の発明の特徴に加えて、配
管は、内部を流れる流体の流量を調整する流量調整弁を
備えることにある。
管は、内部を流れる流体の流量を調整する流量調整弁を
備えることにある。
第６の発明の特徴は、第５の発明の特徴に加えて、第
１及び第２の原子炉格納容器内の圧力を測定する圧力測
定器と、圧力測定器により測定された圧力の値に基づい
て流量調整弁の開度を制御する制御器とを備えることに
ある。
１及び第２の原子炉格納容器内の圧力を測定する圧力測
定器と、圧力測定器により測定された圧力の値に基づい
て流量調整弁の開度を制御する制御器とを備えることに
ある。
第１の発明によれば、故障が発生した原子炉格納容器
のドライウエル気相部或いはウエットウエル気相部から
健全な原子炉格納容器のドライウエル気相部或いはウエ
ットウエル気相部へ配管を介して流体を移し入れること
ができ、故障が発生した原子炉格納容器の流体を健全な
原子炉格納容器で処理することができる。よって、原子
炉格納容器内の雰囲気を大気中に放出することなく、原
子炉格納容器の故障に対して安全を講じることができ
る。また、配管内の流体が流れる方向を切り替える弁に
より、流体を自在に任意の箇所に移し入れることがで
き、原子炉格納容器の故障に対して様々な対応ができ
る。
のドライウエル気相部或いはウエットウエル気相部から
健全な原子炉格納容器のドライウエル気相部或いはウエ
ットウエル気相部へ配管を介して流体を移し入れること
ができ、故障が発生した原子炉格納容器の流体を健全な
原子炉格納容器で処理することができる。よって、原子
炉格納容器内の雰囲気を大気中に放出することなく、原
子炉格納容器の故障に対して安全を講じることができ
る。また、配管内の流体が流れる方向を切り替える弁に
より、流体を自在に任意の箇所に移し入れることがで
き、原子炉格納容器の故障に対して様々な対応ができ
る。
第２の発明によれば、故障が発生した原子炉格納容器
の空間に生じた漏洩流体を健全な原子炉格納容器のウエ
ットウエル内プール水中に放出することができるため、
漏洩流体に対して直接的凝縮作用を与えることができ、
漏洩流体の凝縮を効率良く行うことができる。また、配
管においてウエットウエル内プール水中から空間へ流体
が流れることを阻止する逆流防止手段により、プール水
柱の逆流事故を防ぐことができる。
の空間に生じた漏洩流体を健全な原子炉格納容器のウエ
ットウエル内プール水中に放出することができるため、
漏洩流体に対して直接的凝縮作用を与えることができ、
漏洩流体の凝縮を効率良く行うことができる。また、配
管においてウエットウエル内プール水中から空間へ流体
が流れることを阻止する逆流防止手段により、プール水
柱の逆流事故を防ぐことができる。
第３の発明によれば、事故が発生した原子炉格納容器
のウエットウエルで一端凝縮された流体を健全な原子炉
格納容器で再度凝縮するという多重の凝縮作用を得るこ
とができ、安全性がより高まる。
のウエットウエルで一端凝縮された流体を健全な原子炉
格納容器で再度凝縮するという多重の凝縮作用を得るこ
とができ、安全性がより高まる。
第４の発明によれば、故障が発生した原子炉格納容器
に生じた漏洩流体は、故障が発生した原子炉格納容器の
ウエットウエル内プール水により凝縮された後、ウエッ
トウエル気相部に溜り、ウエットウエル気相部から健全
な原子炉格納容器のウエットウエル内プール水中に放出
されて再度凝縮される。よって、漏洩流体に対して多重
の凝縮作用を与えることができ、安全性がより高まる。
また、気相及び液相の逆流を防止することもできる。
に生じた漏洩流体は、故障が発生した原子炉格納容器の
ウエットウエル内プール水により凝縮された後、ウエッ
トウエル気相部に溜り、ウエットウエル気相部から健全
な原子炉格納容器のウエットウエル内プール水中に放出
されて再度凝縮される。よって、漏洩流体に対して多重
の凝縮作用を与えることができ、安全性がより高まる。
また、気相及び液相の逆流を防止することもできる。
第５の発明によれば、流量調整弁により流体の流量を
調節することができ、流体の急な移送による動的衝撃を
緩和することができる。また、流量調整弁を完全に閉じ
ることにより、２つの原子炉格納容器を完全に隔離する
ことができ、両者の干渉を防ぐことができる。
調節することができ、流体の急な移送による動的衝撃を
緩和することができる。また、流量調整弁を完全に閉じ
ることにより、２つの原子炉格納容器を完全に隔離する
ことができ、両者の干渉を防ぐことができる。
第６の発明によれば、原子炉格納容器で発生した故障
に対して、原子炉格納容器の圧力に応じて、自動で対応
することができる。
に対して、原子炉格納容器の圧力に応じて、自動で対応
することができる。
以下、本発明の第１実施例を第１図により説明する。
原子力発電プラント21は、原子炉１をドライウエル2a
とウエツトウエル2bを有する原子炉格納容器２の中に格
納し、残留熱除去系５等を有しており、原子力発電所20
に設置されている。
とウエツトウエル2bを有する原子炉格納容器２の中に格
納し、残留熱除去系５等を有しており、原子力発電所20
に設置されている。
原子力発電プラント21′も原子力発電プラント21と同
様に原子炉１′，格納容器２′及び残留熱除去系５′等
を有し、原子力発電プラント21と同一の原子力発電所20
に設置されている。原子力発電プラント21と21′の間に
は、連結用配管３が設けられており、２つの格納容器を
連結している。
様に原子炉１′，格納容器２′及び残留熱除去系５′等
を有し、原子力発電プラント21と同一の原子力発電所20
に設置されている。原子力発電プラント21と21′の間に
は、連結用配管３が設けられており、２つの格納容器を
連結している。
この連結用配管３には、吸込部3a,3a′と吐出部3b,3
b′と抑止用逆止弁3c,3c′,3d,3d′が設置されている。
b′と抑止用逆止弁3c,3c′,3d,3d′が設置されている。
また、この連結用配管３上には、複数プラント間を流
れる流体の流量を調節する弁４が設置され、この弁４
は、制御器14により制御されている。
れる流体の流量を調節する弁４が設置され、この弁４
は、制御器14により制御されている。
制御器14に対する入力信号は、双方の格納容器内に設
けられた圧力測定器15,15′によつてもたらされる。
けられた圧力測定器15,15′によつてもたらされる。
さて、この原子力発電所20に設置されている原子力発
電プラント21の残留熱除去系５が何らかの原因でその機
能を喪失する事故が原子炉隔離と同時に発生すると、原
子炉１内の崩壊熱は蒸気となり逃し安全弁13を通つてウ
エツトウエル2bに流入する。このような現象が長時間継
続すると格納容器２内の熱容量を上回る熱量が格納容器
内に流入することになり、格納容器内２の内圧はウエツ
トウエル2b内のプール水2cの水温に対応する飽和圧力で
上昇する。
電プラント21の残留熱除去系５が何らかの原因でその機
能を喪失する事故が原子炉隔離と同時に発生すると、原
子炉１内の崩壊熱は蒸気となり逃し安全弁13を通つてウ
エツトウエル2bに流入する。このような現象が長時間継
続すると格納容器２内の熱容量を上回る熱量が格納容器
内に流入することになり、格納容器内２の内圧はウエツ
トウエル2b内のプール水2cの水温に対応する飽和圧力で
上昇する。
この圧力上昇を格納容器２内に設置した圧力測定器15
が検出し、制御器14にこの測定値を伝送する。制御器14
は測定器15及び15′から伝送された圧力測定値を比較
し、この圧力差が一定値以上に達したとき、弁４を開放
する信号を弁４に伝送する。この信号を受けて弁４は開
放され、格納容器２内の高温・高圧雰囲気は格納容器
２′内に流入し、格納容器２内の圧力は低下する。
が検出し、制御器14にこの測定値を伝送する。制御器14
は測定器15及び15′から伝送された圧力測定値を比較
し、この圧力差が一定値以上に達したとき、弁４を開放
する信号を弁４に伝送する。この信号を受けて弁４は開
放され、格納容器２内の高温・高圧雰囲気は格納容器
２′内に流入し、格納容器２内の圧力は低下する。
このとき、連結用配管３を上記のように構成している
ため、格納容器２の雰囲気は、ウエツトウエル2b内の吸
込部3aより配管内に入り、配管３を通るが、逆止弁3c′
によりウエツトウエル2b′の気相部への放出は抑制され
て、ウエツトウエル2b′の液相部に設けられた吐出部3
b′より噴出し、ウエツトウエル2b′内のプール水2c′
により噴出した雰囲気中の水蒸気は凝縮される。
ため、格納容器２の雰囲気は、ウエツトウエル2b内の吸
込部3aより配管内に入り、配管３を通るが、逆止弁3c′
によりウエツトウエル2b′の気相部への放出は抑制され
て、ウエツトウエル2b′の液相部に設けられた吐出部3
b′より噴出し、ウエツトウエル2b′内のプール水2c′
により噴出した雰囲気中の水蒸気は凝縮される。
この雰囲気の移動径路は、仮にプラント21′側が事故
であつても、逆止弁3cの設置により、吸込部3a′→配管
３→吐出部3bとなり、事故プラントの気相部から健全プ
ラントの液相部へと導かれる。すなわち、いずれかのプ
ラントで事故が発生しても事故プラントの雰囲気な健全
プラントの液相部に導かれ、雰囲気中の水蒸気は凝縮さ
れる。
であつても、逆止弁3cの設置により、吸込部3a′→配管
３→吐出部3bとなり、事故プラントの気相部から健全プ
ラントの液相部へと導かれる。すなわち、いずれかのプ
ラントで事故が発生しても事故プラントの雰囲気な健全
プラントの液相部に導かれ、雰囲気中の水蒸気は凝縮さ
れる。
このようにして、格納容器２′内には高温・高圧雰囲
気が流入するため、格納容器２′内の圧力は上昇する
が、このプラント21′の安全機能が失なわれている可能
性は小さく、崩壊熱除去系５′により、流入した熱量を
除去することができる。仮に、プラント21′側の崩壊熱
除去系５′の機能を失なわれていたとしても、蓄積する
崩壊熱は事故プラント21の１基分であり、一方、熱容量
としては双方の格納容器２及び２′の２基分であるた
め、圧力上昇速度は緩やかであり、この間に崩壊熱除去
系５あるいは５′のいずれか一方の機能が回復すれば事
故は収束する。
気が流入するため、格納容器２′内の圧力は上昇する
が、このプラント21′の安全機能が失なわれている可能
性は小さく、崩壊熱除去系５′により、流入した熱量を
除去することができる。仮に、プラント21′側の崩壊熱
除去系５′の機能を失なわれていたとしても、蓄積する
崩壊熱は事故プラント21の１基分であり、一方、熱容量
としては双方の格納容器２及び２′の２基分であるた
め、圧力上昇速度は緩やかであり、この間に崩壊熱除去
系５あるいは５′のいずれか一方の機能が回復すれば事
故は収束する。
以上に示した実施例によれば、万一格納容器内の圧力
上昇を抑制できない事故が発生したとしても、大気中に
格納容器内の核分裂生成物を含む雰囲気を放出すること
なく、事故を収束させることができるという効果があ
る。
上昇を抑制できない事故が発生したとしても、大気中に
格納容器内の核分裂生成物を含む雰囲気を放出すること
なく、事故を収束させることができるという効果があ
る。
また、この実施例によれば、上述した事故が発生した
場合に、運転員による操作なしに事故を収束させる手段
を与えるという効果がある。
場合に、運転員による操作なしに事故を収束させる手段
を与えるという効果がある。
さらに、この実施例によれば、上述の事故収束手段の
供給において、プール水中での水蒸気凝縮効果も併せて
与えるという効果がある。
供給において、プール水中での水蒸気凝縮効果も併せて
与えるという効果がある。
さらに、この実施例によれば、上述の水蒸気凝縮効果
の供給において、急激な蒸気の流入を抑制できるので圧
力抑制室に加わる荷重を低減することが可能となる。
の供給において、急激な蒸気の流入を抑制できるので圧
力抑制室に加わる荷重を低減することが可能となる。
次に本発明の第２実施例を第２図により説明する。
第２図の原子力発電所20は、複数プラント連結用配管
３の両端を第２図のごとく途中から二俣の配管31,32,3
1′,32′にし、ドライウエル及びウエツトウエルの双方
に連結し、各々の配管31,32,31′,32′の途中に隔離弁4
a,4a′,4b,4b′を設けている。
３の両端を第２図のごとく途中から二俣の配管31,32,3
1′,32′にし、ドライウエル及びウエツトウエルの双方
に連結し、各々の配管31,32,31′,32′の途中に隔離弁4
a,4a′,4b,4b′を設けている。
配管３関係以外の他の部分は第１図の原子力発電所と
同様の構成である。
同様の構成である。
このような構成にした場合、上述の実施例で仮定した
事故時に、事故プラント21に対して外部から冷却水を注
入し、ウエツトウエル2bが満水になつた場合でも隔離弁
4a,4a′,4b,4b′の開閉を弁ごとに選択することによ
り、配管31−配管３−配管31′による配管経路によりウ
エツトウエル2b′に移して事故プラント21の無理を吸収
する。
事故時に、事故プラント21に対して外部から冷却水を注
入し、ウエツトウエル2bが満水になつた場合でも隔離弁
4a,4a′,4b,4b′の開閉を弁ごとに選択することによ
り、配管31−配管３−配管31′による配管経路によりウ
エツトウエル2b′に移して事故プラント21の無理を吸収
する。
また、隔離弁4a,4a′,4b,4b′の開閉を弁ごとに選択
することにより、配管32−配管３−配管32′による配管
径路を開放すると、ドライウエル2a内の高圧流体がドラ
イウエル2a′内に入り、続いてベント流路41′を通つて
プール水2c′に吐出されて正常プラント21′の格納容器
２′内で凝縮処理される。
することにより、配管32−配管３−配管32′による配管
径路を開放すると、ドライウエル2a内の高圧流体がドラ
イウエル2a′内に入り、続いてベント流路41′を通つて
プール水2c′に吐出されて正常プラント21′の格納容器
２′内で凝縮処理される。
あるいは、隔離弁4a,4a′,4b,4b′の開閉を弁ごとに
選択することにより、配管31−配管３−配管32′による
配管径路を開放すれば、一旦事故プラント21のプール水
2cで凝縮された流体が健全プラント21′のドライウエル
2a′内に入つて、続いてベント流路41′を通つてプール
水2c′に吐出されて正常プラント21′の格納容器２′内
で凝縮処理される。
選択することにより、配管31−配管３−配管32′による
配管径路を開放すれば、一旦事故プラント21のプール水
2cで凝縮された流体が健全プラント21′のドライウエル
2a′内に入つて、続いてベント流路41′を通つてプール
水2c′に吐出されて正常プラント21′の格納容器２′内
で凝縮処理される。
そのほかにも、隔離弁4a,4a′,4b,4b′の開閉を弁ご
とに選択することにより、雰囲気のいろいろの方向への
移動が目的に応じて切り替え自在である。
とに選択することにより、雰囲気のいろいろの方向への
移動が目的に応じて切り替え自在である。
つまり、この実施例によれば、第１の実施例の効果の
うち自動的操作が出来ないほかはほとんどの効果におい
て共通の効果を発揮し、その上に前述のような事故の対
処を様々に得られる条件が増加するという効果がある。
うち自動的操作が出来ないほかはほとんどの効果におい
て共通の効果を発揮し、その上に前述のような事故の対
処を様々に得られる条件が増加するという効果がある。
いずれの実施例においても、原子力プラントに万一格
納容器の圧力上昇を抑制できない事故が発生したときで
も、健全なプラントの格納容器を熱容量として利用で
き、かつ、健全プラントの安全機能を共用できるので、
事故プラントの格納容器内雰囲気を不用意に大気中へ放
散することなく事故を収束できるという効果がある。
納容器の圧力上昇を抑制できない事故が発生したときで
も、健全なプラントの格納容器を熱容量として利用で
き、かつ、健全プラントの安全機能を共用できるので、
事故プラントの格納容器内雰囲気を不用意に大気中へ放
散することなく事故を収束できるという効果がある。
第１の発明によれば、原子炉格納容器内の雰囲気を大
気中に放出することなく、原子炉格納容器の故障に対し
て安全を講じることができる。また、原子炉格納容器の
故障に対して様々な対応ができる。
気中に放出することなく、原子炉格納容器の故障に対し
て安全を講じることができる。また、原子炉格納容器の
故障に対して様々な対応ができる。
第２の発明によれば、漏洩流体の凝縮を効率良く行う
ことができる。また、プール水の逆流事故を防ぐことが
できる。
ことができる。また、プール水の逆流事故を防ぐことが
できる。
第３の発明によれば、安全性がより高まる。
第４の発明によれば、安全性がより高まる。また、気
相及び液相の逆流を防止することもできる。
相及び液相の逆流を防止することもできる。
第５の発明によれば、流体の急な移送による動的衝撃
を緩和することができる。また、２つの原子炉格納容器
を完全に隔離することができ、両者の干渉を防ぐことが
できる。
を緩和することができる。また、２つの原子炉格納容器
を完全に隔離することができ、両者の干渉を防ぐことが
できる。
第６の発明によれば、原子炉格納容器で発生した故障
に対して、原子炉格納容器の圧力に応じて、自動で対応
することができる。
に対して、原子炉格納容器の圧力に応じて、自動で対応
することができる。
第１図は本発明の第１実施例による原子力プラントの概
念構成図、第２図は本発明の第２実施例による原子力プ
ラントの概念構成図である。 1,1′……原子炉、2,2′……原子炉格納容器、2a,2a′
……ドライウエル、2b,2b′……ウエツトウエル、３…
…連結用配管、3a,3a′……連結用配管吸込部、3b,3b′
……連結用配管吐出部、3c,3c′……吸込部逆止弁、3d,
3d′……吐出部逆止弁、４……流量調節弁、5,5′……
残留熱除去系、6,6′……残留熱除去ポンプ、7,7′……
残留熱除去系吸込配管、8,8′……残留熱除去系吐出配
管、9,9′……熱交換器、10,10′……残留熱除去海水ポ
ンプ、11,11′……残留熱除去海水吸込配管、12,12′…
…残留熱除去海水吐出配管、13……逃し安全弁、14……
弁開度制御器、15,15′……圧力測定器、20……原子力
発電所、21,21′……原子力発電プラント。
念構成図、第２図は本発明の第２実施例による原子力プ
ラントの概念構成図である。 1,1′……原子炉、2,2′……原子炉格納容器、2a,2a′
……ドライウエル、2b,2b′……ウエツトウエル、３…
…連結用配管、3a,3a′……連結用配管吸込部、3b,3b′
……連結用配管吐出部、3c,3c′……吸込部逆止弁、3d,
3d′……吐出部逆止弁、４……流量調節弁、5,5′……
残留熱除去系、6,6′……残留熱除去ポンプ、7,7′……
残留熱除去系吸込配管、8,8′……残留熱除去系吐出配
管、9,9′……熱交換器、10,10′……残留熱除去海水ポ
ンプ、11,11′……残留熱除去海水吸込配管、12,12′…
…残留熱除去海水吐出配管、13……逃し安全弁、14……
弁開度制御器、15,15′……圧力測定器、20……原子力
発電所、21,21′……原子力発電プラント。
フロントページの続き (56)参考文献 特開 平３−33694（ＪＰ，Ａ) 特開 昭63−9897（ＪＰ，Ａ) (58)調査した分野(Int.Cl.6，ＤＢ名) G21C 9/00 G21C 15/18 G21D 3/00
Claims (6)
- 【請求項１】第１の原子炉格納容器のドライウエル気相
部及びウエットウエル気相部と第２の原子炉格納容器の
ドライウエル気相部及びウエットウエル気相部のそれぞ
れを連絡する配管と、前記配管内の流体が流れる方向を
切り替える弁とを備えることを特徴とする原子力プラン
ト。 - 【請求項２】第１の原子炉格納容器内の空間と第２の原
子炉格納容器のウエットウエル内プール水中とを連絡す
る配管と、前記配管において前記ウエットウエル内プー
ル水中から前記空間へ流体が流れることを阻止する逆流
防止手段とを備えることを特徴とする原子力プラント。 - 【請求項３】前記空間は、ウエットウエル気相部である
ことを特徴とする請求項２記載の原子力プラント。 - 【請求項４】第１の原子炉格納容器のウエットウエル気
相部と第２の原子炉格納容器のウエットウエル気相部と
を連絡する配管と、前記各原子炉格納容器のウエットウ
エル内プール水中へ前記配管内方向への流体の流れを阻
止する手段を介して配備された前記配管の流体吐出口
と、前記各原子炉格納容器のウエットウエル気相部に前
記配管外方向への流体の流れを阻止する手段を介して配
備された前記配管の流体流入口とを備えることを特徴と
する原子力プラント。 - 【請求項５】前記配管は、内部を流れる流体の流量を調
整する流量調整弁を備えることを特徴とする請求項４記
載の原子力プラント。 - 【請求項６】前記第１及び第２の原子炉格納容器内の圧
力を測定する圧力測定器と、前記圧力測定器により測定
された圧力の値に基づいて前記流量調整弁の開度を制御
する制御器とを備えることを特徴とする請求項５記載の
原子力プラント。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1221501A JP2915012B2 (ja) | 1989-08-30 | 1989-08-30 | 原子力プラント |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1221501A JP2915012B2 (ja) | 1989-08-30 | 1989-08-30 | 原子力プラント |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0385493A JPH0385493A (ja) | 1991-04-10 |
| JP2915012B2 true JP2915012B2 (ja) | 1999-07-05 |
Family
ID=16767700
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1221501A Expired - Fee Related JP2915012B2 (ja) | 1989-08-30 | 1989-08-30 | 原子力プラント |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2915012B2 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN104425045A (zh) * | 2013-09-11 | 2015-03-18 | 中国广核集团有限公司 | 核电站一回路稳压器系统信息处理方法和排查方法 |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN101908385B (zh) * | 2010-07-02 | 2012-11-21 | 华北电力大学 | 利用盐溶液吸湿特性缓解核电站严重事故的装置 |
| CN101916594B (zh) * | 2010-07-16 | 2012-10-10 | 华北电力大学 | 一种非能动的核电站破口事故缓解系统 |
-
1989
- 1989-08-30 JP JP1221501A patent/JP2915012B2/ja not_active Expired - Fee Related
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN104425045A (zh) * | 2013-09-11 | 2015-03-18 | 中国广核集团有限公司 | 核电站一回路稳压器系统信息处理方法和排查方法 |
| CN104425045B (zh) * | 2013-09-11 | 2017-10-17 | 中国广核集团有限公司 | 核电站一回路稳压器系统信息处理方法和排查方法 |
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| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0385493A (ja) | 1991-04-10 |
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