JP2934341B2 - 原子炉格納容器冷却設備 - Google Patents
原子炉格納容器冷却設備Info
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- 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
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は原子炉格納容器（以下、
単に格納容器と略称することもある）の冷却設備に係
り、特に冷却材喪失事故時の原子炉格納容器の冷却をポ
ンプ等の動的手段によらずに静的手段で達成する様にし
た原子炉格納容器冷却設備に関する。
単に格納容器と略称することもある）の冷却設備に係
り、特に冷却材喪失事故時の原子炉格納容器の冷却をポ
ンプ等の動的手段によらずに静的手段で達成する様にし
た原子炉格納容器冷却設備に関する。
【０００２】
【従来の技術】従来の原子炉格納容器冷却系としては、
沸騰水型原子炉の場合、残留熱除去系により冷却材喪失
事故時にサプレッションチェンバプール水をポンプにて
昇圧し、熱交換器で冷却後、格納容器内スプレイヘッダ
を介して散水して、格納容器内へ放出された崩壊熱を除
去する方式がとられている。この様な冷却方式では昇圧
用ポンプ及びポンプ駆動用電源、電源供給用のディーゼ
ル発電機、さらに熱交換器用の冷却水設備等の付属設備
が必要となる。
沸騰水型原子炉の場合、残留熱除去系により冷却材喪失
事故時にサプレッションチェンバプール水をポンプにて
昇圧し、熱交換器で冷却後、格納容器内スプレイヘッダ
を介して散水して、格納容器内へ放出された崩壊熱を除
去する方式がとられている。この様な冷却方式では昇圧
用ポンプ及びポンプ駆動用電源、電源供給用のディーゼ
ル発電機、さらに熱交換器用の冷却水設備等の付属設備
が必要となる。
【０００３】これを簡素化する為に、特開昭６３−７５
６９４号公報に記載されている如く、サプレッションチ
ェンバプール外周部に、事故発生時に自重落下による注
水がなされる冷却用プールを設け、格納容器壁を介した
自然対流熱伝達を利用した静的な方法で格納容器を冷却
する方式が提案されている。
６９４号公報に記載されている如く、サプレッションチ
ェンバプール外周部に、事故発生時に自重落下による注
水がなされる冷却用プールを設け、格納容器壁を介した
自然対流熱伝達を利用した静的な方法で格納容器を冷却
する方式が提案されている。
【０００４】又、他の静的な格納容器冷却方式として
は、ニュークリア エンジニアリングインターナショナ
ル １９８８年１１月号、頁２２から頁２８において論
じられている如く、格納容器頂部にスプレイタンクを設
け、重力によるスプレイ散水により格納容器外壁を冷却
する方式も公表されている。
は、ニュークリア エンジニアリングインターナショナ
ル １９８８年１１月号、頁２２から頁２８において論
じられている如く、格納容器頂部にスプレイタンクを設
け、重力によるスプレイ散水により格納容器外壁を冷却
する方式も公表されている。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】上記第１に述べた従来
技術の如くポンプ及び熱交換器を用いる方式では、前述
の如く多数の付属設備が必要となるのでプラント建設コ
ストへの影響も大きく、且つ、それぞれの機器の保守も
膨大となるので運転管理上の困難さがある。
技術の如くポンプ及び熱交換器を用いる方式では、前述
の如く多数の付属設備が必要となるのでプラント建設コ
ストへの影響も大きく、且つ、それぞれの機器の保守も
膨大となるので運転管理上の困難さがある。
【０００６】又、上記第２に述べたサプレッションチェ
ンバプール外周の冷却用プールによる冷却方式において
は、構成機器はタンク、配管、弁のみで構成され、上述
の如き問題点は解消されるが、格納容器壁自体を伝熱面
として利用する為、除熱要求値が高い場合、即ちプラン
ト出力が大きい原子炉へ該方式を適用する場合は、出力
レベルに応じて伝熱面積を確保しなければならない。こ
れは、格納容器内径の増大ないしはサプレッションチェ
ンバプール水深の増大、ひいては、格納容器の大型化を
招く。元来、格納容器の大きさは、内包する機器の大き
さ、員数、保守スペース等を考慮し、できるだけコンパ
クトな設計を行なってプラント建設工期への影響を極力
小さくすることが要求される。従って、上記の冷却方式
は、大出力プラントへの適用を考えた場合、格納容器が
大型化するという点で問題を有している。
ンバプール外周の冷却用プールによる冷却方式において
は、構成機器はタンク、配管、弁のみで構成され、上述
の如き問題点は解消されるが、格納容器壁自体を伝熱面
として利用する為、除熱要求値が高い場合、即ちプラン
ト出力が大きい原子炉へ該方式を適用する場合は、出力
レベルに応じて伝熱面積を確保しなければならない。こ
れは、格納容器内径の増大ないしはサプレッションチェ
ンバプール水深の増大、ひいては、格納容器の大型化を
招く。元来、格納容器の大きさは、内包する機器の大き
さ、員数、保守スペース等を考慮し、できるだけコンパ
クトな設計を行なってプラント建設工期への影響を極力
小さくすることが要求される。従って、上記の冷却方式
は、大出力プラントへの適用を考えた場合、格納容器が
大型化するという点で問題を有している。
【０００７】次に、前記第３の公知例である格納容器外
壁スプレイ冷却方式においては、前述の外周冷却プール
方式に比べ、格納容器の大部分を占める格納容器気相部
を伝熱面として利用すること、及び、熱伝達率が比較的
大きいことから、大出力原子炉プラントの場合でも格納
容器の大きさへ与える影響は小さいと考えられる。しか
しながらこの方式には下記の問題点がある。
壁スプレイ冷却方式においては、前述の外周冷却プール
方式に比べ、格納容器の大部分を占める格納容器気相部
を伝熱面として利用すること、及び、熱伝達率が比較的
大きいことから、大出力原子炉プラントの場合でも格納
容器の大きさへ与える影響は小さいと考えられる。しか
しながらこの方式には下記の問題点がある。
【０００８】静的格納容器冷却という概念を原子力プラ
ントへ適用することは、機器・システムの簡素化を図る
こともさることながら、事故発生時において重力等の自
然力により冷却がなされ、運転員の操作ないしは監視を
不要とすること、即ち事故時放置可能ということに利点
がある。事故時放置可能時間を十分長くとれば、それだ
け、事故処理対応上の時間的裕度を確保することができ
る。しかるに上述の格納容器スプレイ冷却方式では、ス
プレイ水を散水して格納容器の冷却を行なうので、スプ
レイ水の流量を一定とすると、予め設定した事故時放置
可能時間の間一定流量の水をスプレイするために水源タ
ンクの容量を大きくする必要がある。これは格納容器頂
部に大重量タンクを設置することになり、構造上トップ
ヘビーとなり耐震構造上好ましくない。
ントへ適用することは、機器・システムの簡素化を図る
こともさることながら、事故発生時において重力等の自
然力により冷却がなされ、運転員の操作ないしは監視を
不要とすること、即ち事故時放置可能ということに利点
がある。事故時放置可能時間を十分長くとれば、それだ
け、事故処理対応上の時間的裕度を確保することができ
る。しかるに上述の格納容器スプレイ冷却方式では、ス
プレイ水を散水して格納容器の冷却を行なうので、スプ
レイ水の流量を一定とすると、予め設定した事故時放置
可能時間の間一定流量の水をスプレイするために水源タ
ンクの容量を大きくする必要がある。これは格納容器頂
部に大重量タンクを設置することになり、構造上トップ
ヘビーとなり耐震構造上好ましくない。
【０００９】又、仮にスプレイ水流量を必要除熱量即ち
崩壊熱レベルの低下に応じて低減させて行く様にスプレ
イ水流量を制御する方法も考えられるが、そのための流
量調節弁駆動用の制御設備が必要となり、この制御設備
用に例えば動的電源供給設備に依存せずに静的電源設備
たるバッテリ電源を用いるとすると莫大なバッテリ設備
が必要となる。
崩壊熱レベルの低下に応じて低減させて行く様にスプレ
イ水流量を制御する方法も考えられるが、そのための流
量調節弁駆動用の制御設備が必要となり、この制御設備
用に例えば動的電源供給設備に依存せずに静的電源設備
たるバッテリ電源を用いるとすると莫大なバッテリ設備
が必要となる。
【００１０】本発明は、前記二つの公知例による静的格
納容器冷却方式の双方の利点を活かし、しかも大出力プ
ラントにも適用の自由度が高く、かつ、事故後放置可能
時間を長く確保でき更に、プラント建屋構造に与える影
響の少ない格納容器冷却設備を提供することを目的とす
るものである。
納容器冷却方式の双方の利点を活かし、しかも大出力プ
ラントにも適用の自由度が高く、かつ、事故後放置可能
時間を長く確保でき更に、プラント建屋構造に与える影
響の少ない格納容器冷却設備を提供することを目的とす
るものである。
【００１１】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するた
め、本発明の原子炉格納容器冷却設備は特許請求の範囲
の各請求項記載の構成を有する。
め、本発明の原子炉格納容器冷却設備は特許請求の範囲
の各請求項記載の構成を有する。
【００１２】
【作用】図１を用いて、本発明の請求項１記載の原子炉
格納容器冷却設備を例にとってその作用を説明する。図
１（Ａ）はその格納容器冷却設備の模式図を示してお
り、図１（Ｂ）は冷却材喪失事故後の時間と熱量の関係
を示している。
格納容器冷却設備を例にとってその作用を説明する。図
１（Ａ）はその格納容器冷却設備の模式図を示してお
り、図１（Ｂ）は冷却材喪失事故後の時間と熱量の関係
を示している。
【００１３】図１（Ａ）において、１は原子炉圧力容
器、６は原子炉格納容器、５は格納容器６内のサプレッ
ションチェンバプール水、１０は格納容器６より上方に
設置されたスプレイ水槽、１３はスプレイ水槽１０に貯
えられた水を格納容器６の上部外壁に散水するため格納
容器６の外部上方に設けたスプレイヘッダ、１４はサプ
レッションチェンバプール５を囲んで格納容器６の外周
に設けられた冷却水貯留用の空間（外周プール）であ
る。スプレイヘッダ１３から格納容器６の外壁面に散水
された水は該格納容器外壁面を流下して外周空間１４に
貯留される。
器、６は原子炉格納容器、５は格納容器６内のサプレッ
ションチェンバプール水、１０は格納容器６より上方に
設置されたスプレイ水槽、１３はスプレイ水槽１０に貯
えられた水を格納容器６の上部外壁に散水するため格納
容器６の外部上方に設けたスプレイヘッダ、１４はサプ
レッションチェンバプール５を囲んで格納容器６の外周
に設けられた冷却水貯留用の空間（外周プール）であ
る。スプレイヘッダ１３から格納容器６の外壁面に散水
された水は該格納容器外壁面を流下して外周空間１４に
貯留される。
【００１４】図１（Ｂ）において、本原子炉格納容器冷
却設備によるスプレイヘッダ１３からの散水による除熱
開始時刻ｔ0は、事故発生後、格納容器６内部の構造物
ならびにサプレッションプール水５による炉心崩壊熱の
吸熱ができなくなる時刻として格納容器構造に応じて設
定される。Ｑ1は上記の除熱開始時刻ｔ0における炉心崩
壊熱、すなわち、上記時刻ｔ0における必要除熱量であ
る。ＤＨは崩壊熱曲線を示している。又、事故後放置可
能時間ｔXはプラントの設計目標として設定される。
却設備によるスプレイヘッダ１３からの散水による除熱
開始時刻ｔ0は、事故発生後、格納容器６内部の構造物
ならびにサプレッションプール水５による炉心崩壊熱の
吸熱ができなくなる時刻として格納容器構造に応じて設
定される。Ｑ1は上記の除熱開始時刻ｔ0における炉心崩
壊熱、すなわち、上記時刻ｔ0における必要除熱量であ
る。ＤＨは崩壊熱曲線を示している。又、事故後放置可
能時間ｔXはプラントの設計目標として設定される。
【００１５】ここで、先述の公知例の如くスプレイ冷却
またはサプレッションチェンバプール外周に設けたプー
ルによる自然対流冷却のみで格納容器６の冷却を行なう
場合、崩壊熱曲線ＤＨを例にとると、必要除熱量Ｑ1を
確保できる様に格納容器伝熱面積を定めなくてはなら
ず、また、崩壊熱曲線ＤＨ以上の除熱量を時間ｔXの間
常に確保しなければならない。即ち、外周プールによる
冷却方式のみの場合は除熱量Ｑ1を確保しうる伝熱面積
を得られる様に格納容器の形状・寸法を設定しなければ
ならず、又、格納容器スプレイ冷却方式のみの場合は時
間ｔXの間継続的にスプレイ散水するのに必要な水量を
格納容器の上方に貯えておかなければならない。このこ
とは、静的除熱設備を採用したがために、格納容器本体
ならびに原子炉建屋の構造変更を余儀なくされることに
なる。
またはサプレッションチェンバプール外周に設けたプー
ルによる自然対流冷却のみで格納容器６の冷却を行なう
場合、崩壊熱曲線ＤＨを例にとると、必要除熱量Ｑ1を
確保できる様に格納容器伝熱面積を定めなくてはなら
ず、また、崩壊熱曲線ＤＨ以上の除熱量を時間ｔXの間
常に確保しなければならない。即ち、外周プールによる
冷却方式のみの場合は除熱量Ｑ1を確保しうる伝熱面積
を得られる様に格納容器の形状・寸法を設定しなければ
ならず、又、格納容器スプレイ冷却方式のみの場合は時
間ｔXの間継続的にスプレイ散水するのに必要な水量を
格納容器の上方に貯えておかなければならない。このこ
とは、静的除熱設備を採用したがために、格納容器本体
ならびに原子炉建屋の構造変更を余儀なくされることに
なる。
【００１６】本発明では、格納容器６の設計は従来通り
に行なって最適な構成を設定し、サプレッションチェン
バプール水深や格納容器内径等を設定することができ
る。その上で、上記で設定された格納容器の形状寸法の
もとに、サプレッションチェンバプール５の水深と同等
の水深まで外周プール１４に充水したときの外周プール
１４による自然対流冷却で除熱可能な熱量Ｑ2が定めら
れる。この熱量Ｑ2は必要除熱量Ｑ1よりも小さいので崩
壊熱ＤＨがこの熱量Ｑ2まで低下するまでの時間ｔ1の間
は除熱性能の良い格納容器スプレイ冷却（スプレイヘッ
ダ１３からの散水による格納容器６の冷却）によって除
熱を行なうものとする。これによると、従来、時間ｔX
の間継続的にスプレイできる水量を格納容器上方の水槽
１０に貯留しておかなければならなかったものが、本発
明では時間ｔ1の間の継続的スプレイに必要な水量と外
周プール１４にサプレッションチェンバプール水深と同
等の水深まで充水するに必要な水量とのうちの多い方を
水槽１０が保有すればよく、この水槽１０の保有水量は
上記従来の水槽保有水量より少なくてよいため、トップ
ヘビー構造の緩和を図ることができる。
に行なって最適な構成を設定し、サプレッションチェン
バプール水深や格納容器内径等を設定することができ
る。その上で、上記で設定された格納容器の形状寸法の
もとに、サプレッションチェンバプール５の水深と同等
の水深まで外周プール１４に充水したときの外周プール
１４による自然対流冷却で除熱可能な熱量Ｑ2が定めら
れる。この熱量Ｑ2は必要除熱量Ｑ1よりも小さいので崩
壊熱ＤＨがこの熱量Ｑ2まで低下するまでの時間ｔ1の間
は除熱性能の良い格納容器スプレイ冷却（スプレイヘッ
ダ１３からの散水による格納容器６の冷却）によって除
熱を行なうものとする。これによると、従来、時間ｔX
の間継続的にスプレイできる水量を格納容器上方の水槽
１０に貯留しておかなければならなかったものが、本発
明では時間ｔ1の間の継続的スプレイに必要な水量と外
周プール１４にサプレッションチェンバプール水深と同
等の水深まで充水するに必要な水量とのうちの多い方を
水槽１０が保有すればよく、この水槽１０の保有水量は
上記従来の水槽保有水量より少なくてよいため、トップ
ヘビー構造の緩和を図ることができる。
【００１７】さらに大出力の原子炉に対応して図１
（Ｂ）の崩壊熱曲線ＤＨ’を例にとった場合において
も、サプレッションチェンバプール外周プール１４によ
る冷却での除熱量Ｑ2の変更なしに、即ち、格納容器の
形状寸法は殆んど変更の必要なしに、崩壊熱レベルのＤ
ＨからＤＨ’への増大に伴ない除熱可能時間がｔ1から
ｔ2に延長された分だけスプレイ水量を増大させるのみ
で総合的な除熱性能は満足できる。尚、この場合スプレ
イ冷却に対する必要除熱量が図示のＱ1からＱ1’へと増
大するが、これは、元来スプレイ冷却の場合伝熱性能が
良いこと並びに格納容器の形状上、伝熱面積を大きくと
れていることから、特に大巾な格納容器形状変更を伴な
うものではない。
（Ｂ）の崩壊熱曲線ＤＨ’を例にとった場合において
も、サプレッションチェンバプール外周プール１４によ
る冷却での除熱量Ｑ2の変更なしに、即ち、格納容器の
形状寸法は殆んど変更の必要なしに、崩壊熱レベルのＤ
ＨからＤＨ’への増大に伴ない除熱可能時間がｔ1から
ｔ2に延長された分だけスプレイ水量を増大させるのみ
で総合的な除熱性能は満足できる。尚、この場合スプレ
イ冷却に対する必要除熱量が図示のＱ1からＱ1’へと増
大するが、これは、元来スプレイ冷却の場合伝熱性能が
良いこと並びに格納容器の形状上、伝熱面積を大きくと
れていることから、特に大巾な格納容器形状変更を伴な
うものではない。
【００１８】冷却水はスプレイ水槽１０に貯留してお
き、これがスプレイヘッダ１３から散水されて格納容器
６外壁を冷却した後に格納容器外壁を伝り落ちて格納容
器外周プール空間１４へ回収されることにより、冷却水
の効果的利用が図れる。
き、これがスプレイヘッダ１３から散水されて格納容器
６外壁を冷却した後に格納容器外壁を伝り落ちて格納容
器外周プール空間１４へ回収されることにより、冷却水
の効果的利用が図れる。
【００１９】なお、外周プール１４にはサプレッション
チェンバプール５の水位と同じ高さにオーバフローライ
ンＦを設け、外周プール１４の水位がサプレッションチ
ェンバプール水位以上に上昇しない様に構成することが
できる。
チェンバプール５の水位と同じ高さにオーバフローライ
ンＦを設け、外周プール１４の水位がサプレッションチ
ェンバプール水位以上に上昇しない様に構成することが
できる。
【００２０】
【実施例】図２は、本発明の１実施例による原子炉格納
容器冷却設備を有した原子炉格納容器および原子炉建屋
を示す。本図において原子炉圧力容器１を内包している
原子炉格納容器６は、ベント壁２によりドライウェル３
とウェットウェル４に二分され、ウェットウェル４にサ
プレッションチェンバプール水５を有する。原子炉格納
容器６と生体遮蔽壁７とを結ぶ仕切板８が設けられてい
る。格納容器６の外部で且つ仕切板８の上方には、原子
炉建屋９の上部に設置されたスプレイ水槽１０から、隔
離弁１１を介装したスプレイ水供給配管１２中を重力に
より流れて来た冷却水を原子炉格納容器６の外壁面上部
に直接散水するためのスプレイヘッダ１３が設けられて
いる。仕切板８の下方には、原子炉格納容器６の外壁面
上部に上記スプレイヘッダ１３から散水され該外壁面を
伝り落ちる冷却水を貯水する通常乾燥保管の格納容器外
周プール１４が存在し、この外周プール１４は、サプレ
ッションプール水５の深さＬと原子炉格納容器６及び生
体遮蔽壁７間の隙間距離ｄとの比率を、該外周プール１
４内に水深Ｌまで水が溜ったとき、サプレッションプー
ル水５の静的冷却効率を高めるための自然循環流が発生
しやすい値としている。自然循環流が起る限度において
距離ｄはなるべく小さい方がよい。仕切板８の原子炉格
納容器６との接続部には、スプレイヘッダ１３からの散
水後の冷却水が格納容器外周プール１４へ流れ落ちるよ
うに数ケ所の隙間部１５を設けてある。スプレイ水槽１
０の保有水量は、事故後図１のｔ1（又はｔ2）の期間
（〜３日間）スプレイヘッダ１３に冷却水を供給し続け
且つ格納容器外周プール１４に上記水深Ｌまで貯水可能
な水量とする。又、生体遮蔽壁７は、水密性の壁として
あり、原子炉建屋９へ水が漏洩することはない。また、
仕切壁８の上部空間からは隔離弁１６を介して外周プー
ルベント配管１７が原子炉建屋９外部及び非常用ガス処
理系２１に接続され、大気中に開放された構成となって
いる。
容器冷却設備を有した原子炉格納容器および原子炉建屋
を示す。本図において原子炉圧力容器１を内包している
原子炉格納容器６は、ベント壁２によりドライウェル３
とウェットウェル４に二分され、ウェットウェル４にサ
プレッションチェンバプール水５を有する。原子炉格納
容器６と生体遮蔽壁７とを結ぶ仕切板８が設けられてい
る。格納容器６の外部で且つ仕切板８の上方には、原子
炉建屋９の上部に設置されたスプレイ水槽１０から、隔
離弁１１を介装したスプレイ水供給配管１２中を重力に
より流れて来た冷却水を原子炉格納容器６の外壁面上部
に直接散水するためのスプレイヘッダ１３が設けられて
いる。仕切板８の下方には、原子炉格納容器６の外壁面
上部に上記スプレイヘッダ１３から散水され該外壁面を
伝り落ちる冷却水を貯水する通常乾燥保管の格納容器外
周プール１４が存在し、この外周プール１４は、サプレ
ッションプール水５の深さＬと原子炉格納容器６及び生
体遮蔽壁７間の隙間距離ｄとの比率を、該外周プール１
４内に水深Ｌまで水が溜ったとき、サプレッションプー
ル水５の静的冷却効率を高めるための自然循環流が発生
しやすい値としている。自然循環流が起る限度において
距離ｄはなるべく小さい方がよい。仕切板８の原子炉格
納容器６との接続部には、スプレイヘッダ１３からの散
水後の冷却水が格納容器外周プール１４へ流れ落ちるよ
うに数ケ所の隙間部１５を設けてある。スプレイ水槽１
０の保有水量は、事故後図１のｔ1（又はｔ2）の期間
（〜３日間）スプレイヘッダ１３に冷却水を供給し続け
且つ格納容器外周プール１４に上記水深Ｌまで貯水可能
な水量とする。又、生体遮蔽壁７は、水密性の壁として
あり、原子炉建屋９へ水が漏洩することはない。また、
仕切壁８の上部空間からは隔離弁１６を介して外周プー
ルベント配管１７が原子炉建屋９外部及び非常用ガス処
理系２１に接続され、大気中に開放された構成となって
いる。
【００２１】図３に示した他の実施例では、格納容器６
と生体遮蔽壁７との間の隙間距離ｄを格納容器外周プー
ル１４底面から仕切板８上部に向って漸次拡大してあ
り、これにより、冷却材喪失事故時に外周プール１４中
の水と原子炉格納容器６との伝熱面積を早急に確保可能
とする構成となっている。すなわち、図３に示した実施
例は、外周プール１４に自然対流が起り易い程度のＬと
ｄとの比率を持ちながら外周プール１４の容積をなるべ
く小さくして、スプレイヘッダ１３から散水された水に
よる外周プール１４内の水位がなるべく速く上昇する様
に構成したものである。
と生体遮蔽壁７との間の隙間距離ｄを格納容器外周プー
ル１４底面から仕切板８上部に向って漸次拡大してあ
り、これにより、冷却材喪失事故時に外周プール１４中
の水と原子炉格納容器６との伝熱面積を早急に確保可能
とする構成となっている。すなわち、図３に示した実施
例は、外周プール１４に自然対流が起り易い程度のＬと
ｄとの比率を持ちながら外周プール１４の容積をなるべ
く小さくして、スプレイヘッダ１３から散水された水に
よる外周プール１４内の水位がなるべく速く上昇する様
に構成したものである。
【００２２】図４および図５は、夫々、図２および図３
において水槽１０からのスプレイ水供給配管１２より分
岐し隔離弁１８を通って格納容器外周プール１４へ冷却
水の１部を直接送水する送水配管１９を有する構成とし
た実施例を示す。
において水槽１０からのスプレイ水供給配管１２より分
岐し隔離弁１８を通って格納容器外周プール１４へ冷却
水の１部を直接送水する送水配管１９を有する構成とし
た実施例を示す。
【００２３】これらの実施例においても、水槽１０の保
有水量は前記図２の実施例と同様である。
有水量は前記図２の実施例と同様である。
【００２４】図６および図７は、夫々、図４および図５
においてスプレイ水供給配管１２より送水配管１９が分
岐していた構成に代えて、スプレイ水槽１０内に、スプ
レイ水供給配管１２から事故後或る期間重力によりスプ
レイヘッダ１３に給水し続けるだけの冷却水量を確保し
た水面２０より上部に、格納容器外周プール１４を満水
にし得る冷却水量を更に確保し、水槽１０には、その底
部近くにスプレイ水供給配管１２の入水端を設けると共
に、格納容器外周プール１４に直接送水する送水配管１
９の入水端を上記水面２０の直上に設けた構成となって
いる。
においてスプレイ水供給配管１２より送水配管１９が分
岐していた構成に代えて、スプレイ水槽１０内に、スプ
レイ水供給配管１２から事故後或る期間重力によりスプ
レイヘッダ１３に給水し続けるだけの冷却水量を確保し
た水面２０より上部に、格納容器外周プール１４を満水
にし得る冷却水量を更に確保し、水槽１０には、その底
部近くにスプレイ水供給配管１２の入水端を設けると共
に、格納容器外周プール１４に直接送水する送水配管１
９の入水端を上記水面２０の直上に設けた構成となって
いる。
【００２５】以下に、上述した本発明の各実施例の熱除
去機能について説明する。万が一、原子炉格納容器６内
の原子炉一次系の破断等の事故が起きた時には、格納容
器６内の配管破断口より蒸気及び水の混合物が放出され
格納容器６内が高温高圧となり、それらの物質は、ベン
ト壁２内のベント管を通りサプレッションチェンバプー
ル水５中に導びかれ凝縮される。一方、上記事故が起き
たことを示す信号により隔離弁１１が開放され、スプレ
イ水槽１０から自重落下により非汚染冷却水が格納容器
６の外側上部に設けたスプレイヘッダ１３より、原子炉
格納容器６の外壁面へ均一に散水される。散水された冷
却水は、格納容器６の外壁面との熱交換を行なって格納
容器内の除熱減圧を促進し、一部蒸気となる他は該外壁
面を伝わって格納容器外周プール１４に導かれ、サプレ
ッションチェンバプール水５と同等の水位まで貯水され
る（すなわち、その様なトータル量の水が予め水槽１０
内に貯えられていたのである）。サプレッションチェン
バプール水５は、前記凝縮作用により水温上昇を続け、
格納容器外周プール１４の水との温度差が大きくなるに
つれ、格納容器外周プール１４に自然循環流が発生し、
サプレッションチェンバプール水５が冷却されることと
なる。更に格納容器外周プール１４の水温が上昇してい
くと格納容器外周プール１４より蒸発が始まり、その蒸
発熱による該プールの除熱がなされる。この除熱効果
は、仕切板８の上方に設けられた外周プールベント配管
１７を通じ隔離弁１６を介して原子炉建屋９外大気部又
は非常用ガス処理系２１を経て原子炉建屋９外大気部に
接続されたラインにより気体が放出される事によって、
更に大きくなり、原子炉格納容器６の事故時健全性を保
持することが出来る。
去機能について説明する。万が一、原子炉格納容器６内
の原子炉一次系の破断等の事故が起きた時には、格納容
器６内の配管破断口より蒸気及び水の混合物が放出され
格納容器６内が高温高圧となり、それらの物質は、ベン
ト壁２内のベント管を通りサプレッションチェンバプー
ル水５中に導びかれ凝縮される。一方、上記事故が起き
たことを示す信号により隔離弁１１が開放され、スプレ
イ水槽１０から自重落下により非汚染冷却水が格納容器
６の外側上部に設けたスプレイヘッダ１３より、原子炉
格納容器６の外壁面へ均一に散水される。散水された冷
却水は、格納容器６の外壁面との熱交換を行なって格納
容器内の除熱減圧を促進し、一部蒸気となる他は該外壁
面を伝わって格納容器外周プール１４に導かれ、サプレ
ッションチェンバプール水５と同等の水位まで貯水され
る（すなわち、その様なトータル量の水が予め水槽１０
内に貯えられていたのである）。サプレッションチェン
バプール水５は、前記凝縮作用により水温上昇を続け、
格納容器外周プール１４の水との温度差が大きくなるに
つれ、格納容器外周プール１４に自然循環流が発生し、
サプレッションチェンバプール水５が冷却されることと
なる。更に格納容器外周プール１４の水温が上昇してい
くと格納容器外周プール１４より蒸発が始まり、その蒸
発熱による該プールの除熱がなされる。この除熱効果
は、仕切板８の上方に設けられた外周プールベント配管
１７を通じ隔離弁１６を介して原子炉建屋９外大気部又
は非常用ガス処理系２１を経て原子炉建屋９外大気部に
接続されたラインにより気体が放出される事によって、
更に大きくなり、原子炉格納容器６の事故時健全性を保
持することが出来る。
【００２６】また、図３，図５，図７の如く隙間距離ｄ
を格納容器外周プール１４底面から仕切板８の上方にわ
たり拡大することにより、事故後、より早期に外周プー
ル１４内の水位を確保することが可能になり、自然循環
流の発生を早めることが出来る。
を格納容器外周プール１４底面から仕切板８の上方にわ
たり拡大することにより、事故後、より早期に外周プー
ル１４内の水位を確保することが可能になり、自然循環
流の発生を早めることが出来る。
【００２７】また、図４，図５の如く、スプレイヘッダ
１３からの散水による外周プール１４への貯水とは別
に、隔離弁１８を開放し、スプレイ水供給配管１２から
分岐した送水配管１９を通じて外周プール１４へ冷却水
を供給することにより、スプレイヘッダ１３からの散水
と外周プール１４への貯水を同時進行させること、又
は、スプレイヘッダ１３から格納容器６外壁への散水を
必要としないような中小配管破断事故時にサプレッショ
ンチェンバプール水５の冷却を促進することが出来る。
１３からの散水による外周プール１４への貯水とは別
に、隔離弁１８を開放し、スプレイ水供給配管１２から
分岐した送水配管１９を通じて外周プール１４へ冷却水
を供給することにより、スプレイヘッダ１３からの散水
と外周プール１４への貯水を同時進行させること、又
は、スプレイヘッダ１３から格納容器６外壁への散水を
必要としないような中小配管破断事故時にサプレッショ
ンチェンバプール水５の冷却を促進することが出来る。
【００２８】また、スプレイヘッダ１３からの散水によ
る外周プール１４への貯水をすることよりも更に早急に
サプレッションチェンバプール水５の冷却を行わなけれ
ばならない場合において、図６，図７の如く、スプレイ
水槽１０にスプレイ水供給配管１２と送水配管１９の入
水端部を、これらの各配管の機能を満足する容量を確保
した位置に、夫々別設置することにより、スプレイヘッ
ダ１３への冷却水の供給と外周プール１４への貯水とが
同時に進行可能となり、格納容器６の除熱減圧が早急に
達成できる。
る外周プール１４への貯水をすることよりも更に早急に
サプレッションチェンバプール水５の冷却を行わなけれ
ばならない場合において、図６，図７の如く、スプレイ
水槽１０にスプレイ水供給配管１２と送水配管１９の入
水端部を、これらの各配管の機能を満足する容量を確保
した位置に、夫々別設置することにより、スプレイヘッ
ダ１３への冷却水の供給と外周プール１４への貯水とが
同時に進行可能となり、格納容器６の除熱減圧が早急に
達成できる。
【００２９】なお、上記スプレイヘッダ１３への散水用
冷却水と外周プール１４へ直接注水する冷却水は、別個
に設置された非汚染の水槽より事故時のみ自重落下によ
り供給される設備構成としてもよい。
冷却水と外周プール１４へ直接注水する冷却水は、別個
に設置された非汚染の水槽より事故時のみ自重落下によ
り供給される設備構成としてもよい。
【００３０】
【発明の効果】本発明によれば、原子炉格納容器の効果
的な静的除熱を行う設備を提供することが可能となり、
従来のポンプ、熱交換器、大型配管ループ等より構成さ
れる動的な機器による原子炉格納容器冷却設備を削除す
ることが可能となる。また、原子炉の出力規模に応じて
放熱容量の制約から格納容器を設計する必要もなく、設
計の自由度が高くなり、格納容器の大型化や原子炉建屋
構造への影響を避けることができる。更に格納容器の冷
却に用いられる冷却水は事故収束までの間常に有効に機
能する為、スプレイ水のドレン排水処理等が不必要であ
り、これらに係る設備の追加等も不要となる。また、格
納容器より上方に設ける水槽の大型化の必要なしに事故
後放置可能期間を長く確保できる。
的な静的除熱を行う設備を提供することが可能となり、
従来のポンプ、熱交換器、大型配管ループ等より構成さ
れる動的な機器による原子炉格納容器冷却設備を削除す
ることが可能となる。また、原子炉の出力規模に応じて
放熱容量の制約から格納容器を設計する必要もなく、設
計の自由度が高くなり、格納容器の大型化や原子炉建屋
構造への影響を避けることができる。更に格納容器の冷
却に用いられる冷却水は事故収束までの間常に有効に機
能する為、スプレイ水のドレン排水処理等が不必要であ
り、これらに係る設備の追加等も不要となる。また、格
納容器より上方に設ける水槽の大型化の必要なしに事故
後放置可能期間を長く確保できる。
【図１】本発明による格納容器冷却設備の模式図。
【図２】本発明の１実施例を示す立断面図。
【図３】本発明の他の実施例を示す立断面図。
【図４】本発明の更に他の実施例を示す立断面図。
【図５】本発明の更に他の実施例を示す立断面図。
【図６】本発明の更に他の実施例を示す立断面図。
【図７】本発明の更に他の実施例を示す立断面図。
１…原子炉圧力容器 ２…ベント壁 ３…ドライウェル ４…ウェットウェル ５…サプレッションチェンバプール水 ６…原子炉格納容器 ７…生体遮蔽壁 ８…仕切板 ９…原子炉建屋 １０…スプレイ水槽 １１…隔離弁 １２…スプレイ水供給配管 １３…スプレイヘッダ １４…格納容器外周プール １５…隙間部 １６…隔離弁 １７…外周プールベント
配管 １８…隔離弁 １９…送水配管 ２０…水面 ２１…非常用ガス処理系
配管 １８…隔離弁 １９…送水配管 ２０…水面 ２１…非常用ガス処理系
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (56)参考文献 特開 平２−251795（ＪＰ，Ａ) 特開 昭63−191096（ＪＰ，Ａ) 特開 昭62−148890（ＪＰ，Ａ) 特開 昭60−31092（ＪＰ，Ａ) 実開 平２−115195（ＪＰ，Ｕ) (58)調査した分野(Int.Cl.6，ＤＢ名) G21C 9/00 GDB G21C 15/18 G21C 13/00
Claims (6)
- 【請求項１】 原子炉格納容器内のサプレッションチェ
ンバプール水と接する原子炉格納容器外周部に水密構造
の貯水用空間を設け、原子炉格納容器の外部上方に原子
炉格納容器の外壁面に対する散水用のスプレイヘッダを
設けると共に該スプレイヘッダより上位に冷却水貯水槽
を設け、該貯水槽から重力により該スプレイヘッダに供
給されて散水された冷却水が原子炉格納容器の外壁面を
流下して前記貯水用空間に貯留される様になし、前記貯
水槽の保有水量は、前記サプレッションチェンバプール
の水深と同等な水深の冷却水を前記貯水用空間に貯留す
るに必要な水量と、該貯水用空間に貯留された前記水深
の冷却水の自然対流によって除熱し得る熱量レベルまで
炉心崩壊熱が低下するまでの期間中前記スプレイヘッダ
から散水し続けるに必要な水量と、のいずれか大きい方
を充足すること、を特徴とする原子炉格納器冷却設備。 - 【請求項２】 前記貯水用空間の縦断面形状を、底部か
ら上方に向って上広がりの形状とした請求項１記載の原
子炉格納容器冷却設備。 - 【請求項３】 前記冷却水貯水槽から前記スプレイヘッ
ダに冷却水を供給するラインから分岐して前記貯水用空
間に直接注水するラインを設けた請求項１又は２記載の
原子炉格納容器冷却設備。 - 【請求項４】 前記冷却水貯水槽から前記貯水用空間に
直接注水するラインを設けた請求項１又は２記載の原子
炉格納容器冷却設備。 - 【請求項５】 前記冷却水貯水槽は別個の貯水槽に分け
られ、その１つから前記スプレイヘッダに給水し、もう
１つから前記貯水用空間へ直接注水するラインを設けた
請求項１又は２記載の原子炉格納容器冷却設備。 - 【請求項６】 前記貯水用空間にサプレッションチェン
バプールの水位と同じ高さにオーバーフロー開口を設け
た請求項１ないし５のいずれかに記載の原子炉格納容器
冷却設備。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3165782A JP2934341B2 (ja) | 1991-07-05 | 1991-07-05 | 原子炉格納容器冷却設備 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3165782A JP2934341B2 (ja) | 1991-07-05 | 1991-07-05 | 原子炉格納容器冷却設備 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0511091A JPH0511091A (ja) | 1993-01-19 |
| JP2934341B2 true JP2934341B2 (ja) | 1999-08-16 |
Family
ID=15818912
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3165782A Expired - Fee Related JP2934341B2 (ja) | 1991-07-05 | 1991-07-05 | 原子炉格納容器冷却設備 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2934341B2 (ja) |
Families Citing this family (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP4761988B2 (ja) * | 2006-02-02 | 2011-08-31 | 株式会社東芝 | 沸騰水型原子力発電設備 |
| JP4772717B2 (ja) * | 2007-03-12 | 2011-09-14 | 株式会社東芝 | 乾式脱硫装置 |
| JP2013002877A (ja) * | 2011-06-14 | 2013-01-07 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器の冷却装置 |
| JP5798473B2 (ja) * | 2011-12-16 | 2015-10-21 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉 |
| KR101306871B1 (ko) * | 2012-03-15 | 2013-09-10 | 한국과학기술원 | 방사성 물질 확산 방지 시스템 및 제어 방법 |
| WO2015103790A1 (zh) * | 2014-01-13 | 2015-07-16 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 核电厂安全壳冷却系统及其喷淋流量控制方法 |
| JP6322486B2 (ja) * | 2014-06-02 | 2018-05-09 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力格納容器の冷却システム |
-
1991
- 1991-07-05 JP JP3165782A patent/JP2934341B2/ja not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0511091A (ja) | 1993-01-19 |
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|---|---|---|---|
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