JP3149553B2 - Reactor equipment - Google Patents

Reactor equipment

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JP3149553B2
JP3149553B2 JP19187192A JP19187192A JP3149553B2 JP 3149553 B2 JP3149553 B2 JP 3149553B2 JP 19187192 A JP19187192 A JP 19187192A JP 19187192 A JP19187192 A JP 19187192A JP 3149553 B2 JP3149553 B2 JP 3149553B2
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    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION

【0001】[0001]

【産業上の利用分野】本発明は、原子炉設備に関し、特
に事故時に必要とされる原子炉冷却設備に係る。
BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a nuclear reactor, and more particularly to a nuclear reactor cooling equipment required in an accident.

【0002】[0002]

【従来の技術】沸騰水型原子炉では、配管破断事故等の
冷却水喪失事故時に原子炉圧力容器内の炉心を冷却する
方法としては、火力原子力発電Vol.39,No.8(1
988)に記載のように、ポンプ等の動的機器を用いな
い非常用炉心冷却系がある。これは、炉心冷却用の貯水
槽にあらかじめガス圧をかけ、原子炉圧力容器内との圧
力差によって冷却水を注水する静的な方法をとる蓄圧注
水系を2系統設け、系統の簡素化を図るものである。
2. Description of the Related Art In a boiling water reactor, as a method of cooling a core in a reactor pressure vessel in the event of a loss of cooling water such as a pipe breakage accident, there is known a thermal nuclear power plant Vol. 39, No. 8 (1
988), there is an emergency core cooling system that does not use a dynamic device such as a pump. This is to simplify the system by applying a gas pressure to the water tank for cooling the core in advance and installing two systems of accumulator water injection systems that take a static method of injecting cooling water by the pressure difference from the reactor pressure vessel. It is intended.

【0003】また、その他の静的な炉心冷却系統として
は、特開昭57−69289 号記載のように、冷却水の貯水槽
と原子炉圧力容器内を均圧化し、重力のみによって冷却
水を原子炉圧力容器内に注水する重力落下式注水系があ
る。
As another static core cooling system, as described in JP-A-57-69289, the cooling water storage tank and the reactor pressure vessel are pressure-equalized, and the cooling water is supplied only by gravity. There is a gravity drop type water injection system that injects water into the reactor pressure vessel.

【0004】この重力落下式注水系を有する原子炉の信
頼性を向上するための方法としては、貯水槽と原子炉圧
力容器内の均圧化のための連通路を設けず、貯水槽を原
子炉格納容器ドライウェルに開放する方法がとられる。
この場合、配管破断事故時に貯水槽と原子炉圧力容器内
を早期に均圧化して原子炉圧力容器内への注水を開始す
るために、主蒸気系には大容量の減圧系が取り付けら
れ、原子炉圧力容器内を急速に減圧する。
[0004] As a method for improving the reliability of a reactor having this gravity drop type water injection system, a water tank and a water tank are not provided with a communication passage for equalizing pressure in the reactor pressure vessel. A method of opening the reactor containment dry well is adopted.
In this case, a large-capacity decompression system is installed in the main steam system in order to equalize the pressure in the water storage tank and the reactor pressure vessel early and start water injection into the reactor pressure vessel in the event of a pipe breakage accident. The pressure inside the reactor pressure vessel is rapidly reduced.

【0005】[0005]

【発明が解決しようとする課題】配管破断事故等の冷却
水喪失事故時に原子炉圧力容器内の炉心を冷却する方法
として、ポンプ等の動的機器を用いる場合、機械的可動
部があるために、故障,出力低下等の不調が生じるが、
上記の均圧化手段を用いた注水系や蓄圧注水系の従来技
術ではその可能性が低減される良さが有る。
When dynamic equipment such as a pump is used as a method for cooling the core in a reactor pressure vessel at the time of a loss of cooling water such as a pipe breakage accident, there is a mechanically movable part. Malfunctions, such as failures and reduced output,
The prior art of a water injection system or a pressure accumulating water injection system using the above equalizing means has the advantage that the possibility is reduced.

【0006】しかし、蓄圧式注水装置を用いた場合は、
事故後に早期の注水が可能である反面、通常運転時にお
いても貯水槽に高圧ガス圧を加えてその貯水槽を高圧状
態に保つ必要があるため、貯水槽は水圧の他にその高圧
ガス圧を加えた極めて高圧な圧力に耐える耐圧構造にし
なければならない。
However, when a pressure accumulating type water injection device is used,
Although it is possible to inject water at an early stage after an accident, even during normal operation, it is necessary to apply high-pressure gas pressure to the water tank to maintain the high-pressure state of the water tank. It must have a pressure-resistant structure that can withstand the added extremely high pressure.

【0007】このため、貯水槽を大きく出来ずに貯水量
を多量に確保出来ず、長期にわたる注水ができない問題
がある。貯水量を大きくした場合には、原子炉製造に係
る経済性が低下する。
For this reason, there is a problem that the water storage tank cannot be made large and a large amount of water cannot be secured, and water cannot be injected for a long time. If the water storage volume is increased, the economics of reactor production will decrease.

【0008】また、重力落下式注水装置では、貯水槽を
大きくすることができるが、早期に原子炉圧力容器内に
冷却水を注水するためには、減圧系の容量を増加する
か、あるいは貯水槽を従前よりも高い位置に置いて重力
落下式注水装置の注水静水頭を増加しなければならな
い。
[0008] In the gravity drop type water injection device, the size of the water storage tank can be increased. However, in order to inject cooling water into the reactor pressure vessel at an early stage, the capacity of the pressure reducing system must be increased or the water storage capacity must be increased. The tank must be placed at a higher position than before to increase the hydrostatic head of the gravity drop type water injection device.

【0009】しかし、減圧系による減圧過程では、原子
炉圧力容器内に飽和状態の冷却水が大量に存在し、沸騰
蒸気が大量に発生するため減圧系の容量を大きくしても
原子炉圧力容器内の圧力が容易に低下せず、重力落下式
注水装置の作動時期が遅くなり、炉心を十分に冷却でき
ない問題が生じる可能性がある。
However, in the depressurizing process by the depressurizing system, a large amount of saturated cooling water is present in the reactor pressure vessel, and a large amount of boiling steam is generated. There is a possibility that the internal pressure does not easily decrease, the operation time of the gravity drop type water injection device is delayed, and a problem that the core cannot be sufficiently cooled may occur.

【0010】また、注水静水頭を増加するために貯水槽
の設置位置を高くする場合には、設置位置が原子炉格納
容器高さによって制限されるため、十分な注水静水頭の
増加ができない問題がある。あるいは、貯水槽の設置位
置を高くするために原子炉格納容器高さを高くすると、
原子炉格納容器だけでなく原子炉建屋の高さも高くな
り、原子炉製造に係る経済性が低下する問題がある。
Further, when the installation position of the water storage tank is increased in order to increase the water injection and hydrostatic head, since the installation position is limited by the height of the reactor containment vessel, it is not possible to sufficiently increase the water injection and hydrostatic head. There is. Alternatively, if the height of the reactor containment vessel is increased to increase the location of the water storage tank,
Not only the containment vessel but also the height of the reactor building is increased, and there is a problem that the economical efficiency of reactor production is reduced.

【0011】その他、一旦、蓄圧式注水装置,重力落下
式注水装置による注水が開始されると、短時間に全量が
注水され、余分の冷却水は原子炉圧力容器から流出す
る。
In addition, once the water injection by the accumulator type water injection device and the gravity drop type water injection device is started, the whole amount is injected in a short time, and excess cooling water flows out of the reactor pressure vessel.

【0012】蓄圧式注水装置あるいは重力落下式注水装
置を用いて炉心冷却を効果的に行なうためには、炉心で
発生する崩壊熱に応じた冷却水量を注水しなければなら
ず、そのためには時間の経過にともなう原子炉圧力容器
内圧力の低下にともなって、注水静水頭を減少させて注
水流量を制御する必要がある。
In order to effectively cool the core using a pressure accumulating type water injection device or a gravity drop type water injection device, it is necessary to inject a cooling water amount corresponding to the decay heat generated in the core. As the pressure in the reactor pressure vessel decreases with the passage of time, it is necessary to control the injection flow rate by reducing the injection head.

【0013】本発明の目的は、原子炉冷却設備におい
て、重力落下式注水装置の早期の原子炉圧力容器内への
注水を原子炉格納容器等の格納手段の大型化を極力抑制
しながら可能にすることを目的とする。
An object of the present invention is to make it possible to quickly inject water into a reactor pressure vessel of a gravity drop type water injection device in a reactor cooling facility while minimizing the size of storage means such as a reactor containment vessel as much as possible. The purpose is to do.

【0014】[0014]

【課題を解決するための手段】第1手段は、水位差に基
づく位置エネルギー又は注水必要時に水に付加された熱
エネルギーを気相の圧力に変換する第1手段と、前記手
段による気体圧力を原子炉圧力容器内に弁を介して接続
されて原子炉炉心位置よりも高所の位置に有る冷却水タ
ンク内へ印加する第2手段とから成る原子炉冷却装置で
ある。
The first means is based on a water level difference.
First means for converting the potential energy or water injection required heat energy added to the water during brute pressure of the gas phase, connected to the reactor core position via the valve gas pressure to the reactor pressure vessel by the means And a second means for applying the cooling water to a cooling water tank located at a higher position than the cooling water tank.

【0015】第2手段は、第1手段において、冷却水プ
ール内の水位よりも下方に位置する第1冷却水タンク
と、前記冷却水プールの液相部と前記第1冷却水タンク
内とを連通する第1流路とを備えた第1手段と、前記第
1冷却水タンクの気相部と前記第1冷却水タンクよりも
高所の第2冷却水タンク内との間に備えられた連通路を
備えた第2手段と、前記第2冷却水タンク内の液相部と
原子炉圧力容器内とを弁を介して接続した第2流路とを
備えたことを特徴とした原子炉冷却装置である。第3手
段は、第2手段において、第1冷却水タンクは原子炉圧
力容器内と弁を介して冷却水を連通する第3流路が備わ
ることを特徴とした原子炉冷却装置である。
The second means is the first means, wherein a first cooling water tank located below a water level in the cooling water pool, a liquid phase portion of the cooling water pool, and the inside of the first cooling water tank. A first means having a first flow path communicating with the first cooling water tank, and a first means provided between a gas phase portion of the first cooling water tank and a second cooling water tank higher than the first cooling water tank. A nuclear reactor comprising: a second means having a communication passage; and a second flow passage connecting a liquid phase part in the second cooling water tank and the inside of the reactor pressure vessel via a valve. It is a cooling device. A third means is the reactor cooling apparatus according to the second means, wherein the first cooling water tank is provided with a third flow passage for communicating the cooling water with the inside of the reactor pressure vessel via a valve.

【0016】第4手段は、第3手段において、第2流路
と第3流路とは互いに独立していることを特徴とした原
子炉冷却装置である。
A fourth means is the reactor cooling apparatus according to the third means, wherein the second flow path and the third flow path are independent of each other.

【0017】第5手段は、第2手段において、第1冷却
水タンクと第2冷却水タンクとの間の連通路は、途中
に、高低差を付けて配備された第3冷却水タンクと第4
冷却水タンクとの内、相対的に高所の第3冷却水タンク
の液相部と相対的に低所の第4冷却水タンク内とを連通
する第4流路とを備えた増圧手段が第1冷却水タンクと
第2冷却水タンクとに対して直列に備わることを特徴と
した原子炉冷却装置である。
The fifth means is the second means, wherein the communication passage between the first cooling water tank and the second cooling water tank is connected to the third cooling water tank provided with a height difference on the way. 4
A pressure increasing means having a fourth flow path communicating between the liquid phase portion of the third cooling water tank at a relatively high place and the inside of the fourth cooling water tank at a relatively low place in the cooling water tank; Is provided in series with the first cooling water tank and the second cooling water tank.

【0018】第6手段は、第5手段において、第1冷却
水タンクは原子炉圧力容器内と弁を介して冷却水を連通
する第3流路が備わり、第4冷却水タンクは原子炉圧力
容器内と弁を介して冷却水を連通する第5流路が備わる
ことを特徴とした原子炉冷却装置である。
A sixth means is the fifth means, wherein the first cooling water tank is provided with a third flow path for communicating cooling water through a valve with the inside of the reactor pressure vessel, and the fourth cooling water tank is provided with a reactor pressure. A reactor cooling device, comprising: a fifth flow passage that communicates cooling water with the inside of a vessel via a valve.

【0019】第7手段は、第6手段において、第2流路
と第3流路と第5流路とは互いに独立していることを特
徴とした原子炉冷却装置である。
A seventh means is the reactor cooling apparatus according to the sixth means, wherein the second flow path, the third flow path, and the fifth flow path are independent of each other.

【0020】第8手段は、第2又は第3手段において、
冷却水プールは圧力的に内外間の移行が制限された構造
を備え、原子炉圧力容器内で発生した圧力を前記冷却水
プール内に弁を介して印加する系統を備えることを特徴
とした原子炉冷却装置である。
Eighth means is the second or third means,
The cooling water pool has a structure in which the transition between the inside and outside is restricted in terms of pressure, and a system for applying a pressure generated in the reactor pressure vessel to the cooling water pool via a valve is provided. Furnace cooling device.

【0021】第9手段は、第2又は第3手段において、
第2冷却水タンクは、冷却水プールの一部を他部から隔
離して構成されていることを特徴とした原子炉冷却装置
である。
The ninth means is the second or third means,
The second cooling water tank is a reactor cooling device characterized in that a part of a cooling water pool is isolated from other parts.

【0022】第10手段は、第1手段から第7手段迄及
び第9手段のいずれかの一手段において、冷却水プール
は原子炉格納容器内のドライウエル領域内に開放されて
いることを特徴とした原子炉冷却装置である。
According to a tenth aspect, in any one of the first to seventh and ninth aspects, the cooling water pool is opened into a dry well region in the containment vessel. This is a reactor cooling device.

【0023】第11手段は、第1手段において、冷却水
を貯蔵する冷却水タンクと、原子炉圧力容器内で発生し
た熱を冷却水タンク内の冷却水に付加する手段を第1手
段として備え、前記冷却水タンクと前記冷却水タンク内
外間での圧力移行を抑制する排圧制限手段を第2手段と
して備えることを特徴とした原子炉冷却装置である。第
12手段は、第11手段において、熱を冷却水タンク内
の冷却水に付加する手段は、原子炉圧力容器の自動減圧
時の排気蒸気の熱を冷却水タンク内の冷却水中に導く系
統により構成されることを特徴とした原子炉冷却装置で
ある。
The eleventh means is the first means and comprises a cooling water tank for storing cooling water and a means for adding heat generated in the reactor pressure vessel to the cooling water in the cooling water tank as the first means. A reactor cooling system characterized by comprising, as second means, exhaust pressure limiting means for suppressing a pressure shift between the cooling water tank and the inside and outside of the cooling water tank. A twelfth means is the eleventh means, wherein the means for adding heat to the cooling water in the cooling water tank is a system for guiding heat of exhaust steam during automatic depressurization of the reactor pressure vessel to cooling water in the cooling water tank. A reactor cooling device characterized by being configured.

【0024】第13手段は、第12手段において、熱を
冷却水タンク内の冷却水中に導く系統は、原子炉圧力容
器の自動減圧時の排気蒸気を冷却水タンク内の冷却水中
に装備された凝縮器内に導く系統により構成されること
を特徴とした原子炉冷却装置である。
According to a thirteenth means, in the twelfth means, the system for introducing heat into the cooling water in the cooling water tank is provided with exhaust steam when the reactor pressure vessel is automatically depressurized, in the cooling water in the cooling water tank. This is a reactor cooling device characterized by being constituted by a system leading into a condenser.

【0025】第14手段は、第12手段において、排圧
制限手段は、冷却水タンクの気相部と前記冷却水タンク
外とを連通する経路内に装備された弁であることを特徴
とした原子炉冷却装置である。
The fourteenth means is characterized in that, in the twelfth means, the exhaust pressure limiting means is a valve provided in a path communicating the gas phase portion of the cooling water tank with the outside of the cooling water tank. Reactor cooling device.

【0026】第15手段は、第12手段において、排圧
制限手段は、冷却水タンクの気相部を覆うタンク壁の一
部に開口した穴であって、前記穴の大きさは、冷却水タ
ンク内への導入熱により上昇する前記冷却水タンク気相
部の圧力の上昇が前記穴から冷却水タンク外へ逃げる圧
力による冷却水タンク内の圧力の降下を上回る開口面積
であることを特徴とした原子炉冷却装置である。
The fifteenth means is the twelfth means, wherein the exhaust pressure restricting means is a hole opened in a part of a tank wall covering a gas phase portion of the cooling water tank, and the size of the hole is An increase in the pressure of the gas phase of the cooling water tank, which rises due to the heat introduced into the tank, is an opening area that exceeds the pressure drop in the cooling water tank due to the pressure escaping from the hole to the outside of the cooling water tank. Reactor cooling system.

【0027】第16手段は、第12手段において、排圧
制限手段は、冷却水タンクの液相内と前記冷却水タンク
外とを連通するベント管であることを特徴とした原子炉
冷却装置である。
A sixteenth means is the reactor cooling apparatus according to the twelfth means, wherein the exhaust pressure limiting means is a vent pipe communicating between the inside of the liquid phase of the cooling water tank and the outside of the cooling water tank. is there.

【0028】第17手段は、第11手段から第14手段
迄及び第6手段のいずれかの一項において、冷却水タン
ク内の気相部は原子炉格納容器内のドライウエル領域内
に弁を介して開放可能とされていることを特徴とした原
子炉冷却装置である。
[0028] The seventeenth means is any one of the eleventh means to the fourteenth means and the sixth means, wherein the gas phase part in the cooling water tank is provided with a valve in the dry well region in the containment vessel. A reactor cooling device characterized in that it can be opened through a reactor.

【0029】第18手段は、高所に配置した水がそれよ
り低所の液体タンク内の水位に対して有する位置エネル
ギーを低所の液体タンク内の気相の圧力に変換する手段
と、前記手段による気相の圧力を原子炉圧力容器内への
注水圧力として付加される冷却水注水系統とを備えた原
子炉冷却装置である。
The eighteenth means is that water placed at a high place
Position energy with respect to the water level in the lower liquid tank
A reactor for converting energy into a gaseous phase pressure in a low-level liquid tank, and a cooling water injection system for applying the gaseous pressure by the means as a water injection pressure into a reactor pressure vessel. It is a cooling device.

【0030】第19手段は、互いに連通されて高低2か
所に配備されたプールとタンク間の静水頭差圧を前記低
所のタンク内の気相部に印加する系統と、前記気相部の
圧力を注水冷却水を蓄える冷却水タンク内に印加する系
統とを備えた注水冷却水の加圧装置である。
The nineteenth means is a system for applying a hydrostatic head pressure difference between a pool and a tank, which are communicated with each other and arranged at two high and low places, to a gas phase part in the tank at the low place, And a system for applying the pressure in the cooling water tank that stores the cooling water to be injected.

【0031】第20手段は、注水冷却水を貯蔵する冷却
水タンクと、熱エネルギーを前記注水冷却水を媒体とし
て前記冷却水タンク内の気相部の気相圧力に変換する手
段とから成る注水冷却水の加圧装置である。
A twentieth means is a cooling water tank for storing the cooling water for injection, and a means for converting thermal energy into a gas phase pressure of a gas phase portion in the cooling water tank using the cooling water for injection as a medium. It is a pressurizing device for cooling water.

【0032】第21手段は、炉心を内蔵した原子炉圧力
容器と、前記原子炉圧力容器で発生した蒸気を事故時に
凝縮するサプレッションプールと、前記炉心より高所に
あって前記サプレッションプールのプール水を弁を介し
て原子炉圧力容器内に連通可能に接続した冠水系と、前
記サプレッションプールよりも高所に配備されて弁を介
して前記原子炉圧力容器内に連通可能に接続された重力
落下式注水系の冷却水プールと、これら前記構成を格納
する原子炉格納容器とを備えた原子炉設備において、前
記重力落下注水系は、前記冷却水プール内の水位よりも
下方に位置する第1冷却水タンクと、前記冷却水プール
の液相部と前記第1冷却水タンク内とを連通する第1流
路と、前記第1冷却水タンクの気相部と前記第1冷却水
タンクよりも高所の第2冷却水タンク内との間に備えら
れた連通路と、前記第2冷却水タンク内の液相部と原子
炉圧力容器内とを弁を介して接続した第2流路と、前記
第1冷却水タンクと前記原子炉圧力容器内と弁を介して
冷却水を連通する第3流路とを備えていることを特徴と
した原子炉設備である。
A twenty-first means includes a reactor pressure vessel having a built-in reactor core, a suppression pool for condensing steam generated in the reactor pressure vessel at the time of an accident, and a pool water of a level higher than the reactor core and provided in the suppression pool. A flooded system communicably connected to the reactor pressure vessel via a valve, and a gravitational drop provided higher than the suppression pool and communicably connected to the reactor pressure vessel via a valve. In a nuclear reactor equipped with a cooling water pool of a type water injection system and a reactor containment vessel for storing the above-mentioned configuration, the gravity drop water injection system is provided with a first water injection system positioned below a water level in the cooling water pool. A cooling water tank, a first flow path that communicates a liquid phase portion of the cooling water pool with the inside of the first cooling water tank, and a gas phase portion of the first cooling water tank and the first cooling water tank. high place A communication passage provided between the inside of the second cooling water tank, a second passage connecting a liquid phase part in the second cooling water tank and the inside of the reactor pressure vessel via a valve, (1) A reactor facility comprising: a cooling water tank; a third flow passage that communicates cooling water with the inside of the reactor pressure vessel via a valve.

【0033】第22手段は、炉心を内蔵した原子炉圧力
容器と、前記原子炉圧力容器で発生した蒸気を事故時に
凝縮するサプレッションプールと、前記炉心よりも高所
に配備されて弁を介して前記原子炉圧力容器内に連通可
能に接続された重力落下式注水系の冷却水プールと、弁
を介して前記原子炉圧力容器内に連通可能に接続されて
おり前記重力落下式注水系の注水圧力よりも高圧で冷却
水が封入された蓄圧注水系の高圧タンクと、これら前記
構成を格納する原子炉格納容器とを備えた原子炉設備に
おいて、前記重力落下注水系は、前記冷却水プール内の
水位よりも下方に位置する第1冷却水タンクと、前記冷
却水プールの液相部と前記第1冷却水タンク内とを連通
する第1流路と、前記第1冷却水タンクの気相部と前記
第1冷却水タンクよりも高所の第2冷却水タンク内との
間に備えられた連通路と、前記第2冷却水タンク内の液
相部と原子炉圧力容器内とを弁を介して接続した第2流
路と、前記第1冷却水タンクと前記原子炉圧力容器内と
弁を介して冷却水を連通する第3流路とを備えているこ
とを特徴とした原子炉設備である。
The twenty-second means includes a reactor pressure vessel having a built-in reactor core, a suppression pool for condensing steam generated in the reactor pressure vessel at the time of an accident, and a valve disposed at a higher place than the reactor core via a valve. A cooling water pool of a gravity drop type water injection system communicably connected to the reactor pressure vessel, and a water injection of the gravity drop type water injection system communicably connected to the reactor pressure vessel via a valve. In a reactor facility including a high-pressure tank of a pressure accumulating water injection system in which cooling water is filled at a pressure higher than the pressure, and a reactor containment vessel storing the above-described configuration, the gravity drop water injection system includes a cooling water pool in the cooling water pool. A first cooling water tank located below the water level of the first cooling water tank, a first flow path communicating between a liquid phase portion of the cooling water pool and the inside of the first cooling water tank, and a gas phase of the first cooling water tank. Part and the first cooling water tank A communication passage provided between the second cooling water tank at a higher elevation and a second flow connecting a liquid phase portion in the second cooling water tank and a reactor pressure vessel via a valve; A reactor facility comprising: a passage; and a third flow passage that communicates cooling water through a valve with the first cooling water tank and the reactor pressure vessel.

【0034】第23手段は、炉心を内蔵した原子炉圧力
容器と、前記原子炉圧力容器で発生した蒸気を事故時に
凝縮するサプレッションプールと、前記炉心より高所に
あって前記サプレッションプールのプール水を弁を介し
て原子炉圧力容器内に連通可能に接続した冠水系と、前
記サプレッションプールよりも高所に配備されて弁を介
して前記原子炉圧力容器内に連通可能に接続された重力
落下式注水系の冷却水プールと、弁を介して前記原子炉
圧力容器内に連通可能に接続されており前記重力落下式
注水系の注水圧力よりも高圧で冷却水が封入された蓄圧
注水系の高圧タンクと、これら前記構成を格納する原子
炉格納容器とを備えた原子炉設備において、前記重力落
下注水系は、前記冷却水プール内の水位よりも下方に位
置する第1冷却水タンクと、前記冷却水プールの液相部
と前記第1冷却水タンク内とを連通する第1流路と、前
記第1冷却水タンクの気相部と前記第1冷却水タンクよ
りも高所の第2冷却水タンク内との間に備えられた連通
路と、前記第2冷却水タンク内の液相部と原子炉圧力容
器内とを弁を介して接続した第2流路と、前記第1冷却
水タンクと前記原子炉圧力容器内と弁を介して冷却水を
連通する第3流路とを備えていることを特徴とした原子
炉設備である。
The twenty-third means includes a reactor pressure vessel having a built-in reactor core, a suppression pool for condensing steam generated in the reactor pressure vessel at the time of an accident, and a pool water located higher than the reactor core and being provided in the suppression pool. A flooded system communicably connected to the reactor pressure vessel via a valve, and a gravitational drop provided higher than the suppression pool and communicably connected to the reactor pressure vessel via a valve. A cooling water pool of a type water injection system, and a pressure accumulating water injection system which is connected to the reactor pressure vessel via a valve so as to be able to communicate with the cooling water pool and is filled with cooling water at a higher pressure than the water injection pressure of the gravity drop type water injection system. In a nuclear reactor equipped with a high-pressure tank and a reactor containment vessel for storing the above-described configuration, the gravity-dropping water injection system may include a first cooling water positioned below a water level in the cooling-water pool. A first flow path communicating the liquid phase portion of the cooling water pool with the inside of the first cooling water tank; and a gas phase portion of the first cooling water tank and a higher position than the first cooling water tank. A communication passage provided between the second cooling water tank and a second flow path connecting a liquid phase part in the second cooling water tank and a reactor pressure vessel via a valve; Reactor equipment comprising: a first cooling water tank; a third flow passage for communicating cooling water via a valve with the inside of the reactor pressure vessel;

【0035】第24手段は、第21手段において、冷却
水プールは複数に区画され、その全区画の一部が第1冷
却水タンク側に連通され、他部が弁を介して直接前記原
子炉圧力容器内へ連通可能に接続されていることを特徴
とした原子炉設備である。
A twenty-fourth means is the twenty-first means, wherein the cooling water pool is divided into a plurality of parts, a part of all the parts is communicated with the first cooling water tank side, and the other part is directly connected to the reactor through a valve. Reactor equipment characterized in that it is communicably connected to a pressure vessel.

【0036】第25手段は、第21手段において、冷却
水プールの全区画のうちの他部の区画内には原子炉圧力
容器からの排蒸気を凝縮する凝縮器が装備されているこ
とを特徴とした原子炉設備である。
Twenty-fifth means is characterized in that, in the twenty-first means, a condenser for condensing steam discharged from the reactor pressure vessel is provided in another section of all sections of the cooling water pool. Nuclear reactor equipment.

【0037】第26手段は、第22手段又は第23手段
において、蓄圧注水系の高圧タンクは、タンク内の圧力
が異なって複数存在していることを特徴とした原子炉設
備である。
A twenty-sixth means is the nuclear reactor equipment according to the twenty-second means or the twenty-third means, wherein a plurality of high-pressure tanks of the accumulator / water injection system have different pressures in the tanks.

【0038】第27手段は、第22手段又は第23手段
又は第24手段又は第25手段において、サプレッショ
ンプールのプール水は原子炉格納容器の鋼板製壁の内面
に接しており、その内面に対応する外面には前記原子炉
格納容器外の外周プールのプール水が接触していること
を特徴とした原子炉設備である。
The twenty-seventh means is the twenty-second means, the twenty-third means, the twenty-fourth means, or the twenty-fifth means, wherein the pool water of the suppression pool is in contact with the inner surface of the steel plate wall of the containment vessel, and corresponds to the inner surface. The reactor equipment is characterized in that pool water of an outer peripheral pool outside the containment vessel is in contact with the outer surface of the reactor.

【0039】第28手段は、第27手段において、外周
プールよりも高所における原子炉格納容器鋼板製壁に沿
って、空冷設備の空冷ダクトが装備されていることを特
徴とした原子炉設備である。
The twenty-eighth means is the reactor equipment according to the twenty-seventh means, wherein an air-cooling duct of an air-cooling equipment is provided along the wall of the reactor containment vessel at a position higher than the outer peripheral pool. is there.

【0040】第29手段は、第21手段において、サプ
レッションプールのプール水は原子炉格納容器の鋼板製
壁の内面に接しており、その内面に対応する外面には前
記原子炉格納容器外の外周プールのプール水が接触し、
前記外周プールよりも高所における前記原子炉格納容器
の鋼板製壁に沿って、空冷設備の空冷ダクトが装備さ
れ、前記原子炉格納容器内の構造物と前記原子炉格納容
器内面との間に形成されたウエットウエル空間を上下に
仕切る仕切板を備え、前記仕切板の上下気相部分を流路
で連通し、前記上方の気相部と前記サプレッションプー
ルのプール水中とを他の流路で連通してあることを特徴
とした原子炉設備である。
A twenty-ninth means is the twenty-first means, wherein the pool water of the suppression pool is in contact with the inner surface of the steel plate wall of the containment vessel, and the outer surface corresponding to the inner surface has an outer periphery outside the reactor containment vessel. The pool pool water comes in contact,
Along the steel plate wall of the containment vessel at a higher place than the outer peripheral pool, an air-cooling duct of air cooling equipment is provided, between the structure in the containment vessel and the inner surface of the containment vessel. A partition plate for vertically partitioning the formed wet well space is provided.The upper and lower gas phase portions of the partition plate are communicated with each other by a flow path, and the upper gas phase part and the pool water of the suppression pool are separated by another flow path. Reactor equipment characterized by communication.

【0041】第30手段によれば、原子炉圧力容器に対
する重力落下式注水系の貯水領域を少なくとも高低両個
所及び前記低所の貯水領域よりも高所の他の個所に配備
し、前記高低両個所の各貯水領域間の水頭差圧で前記低
所の個所の前記貯水領域の気相部を加圧し、前記気相部
の圧力を前記他の個所の前記貯水領域に印加して、前記
他の個所の貯水領域からの注水開始タイミングを高圧側
にシフトし、前記低所の貯水領域からの注水開始タイミ
ングを低圧側にシフトして成る重力落下式注水系の注水
方法である。
According to the thirtieth means, the water storage area of the gravity drop type water injection system for the reactor pressure vessel is provided at least at both high and low places and other places higher than the low water storage area. By pressurizing the gas phase of the water storage area at the low point with the head pressure difference between the respective water storage areas of the area, applying the pressure of the gas phase to the water storage area of the other area, The timing of starting water injection from the water storage area at the low point is shifted to the high pressure side, and the timing of starting water injection from the low water storage area is shifted to the low pressure side.

【0042】[0042]

【作用】第1手段によれば、水位差に基づく位置エネル
ギー又は注水必要時に水に加えられた熱エネルギーが圧
力と成って冷却水タンク内に印加され、冷却水タンク内
の冷却水は弁が導通状態でその印加圧力と原子炉炉心よ
り高所の位置エネルギーとの総和による注水圧力で原子
炉炉心側に注水される作用が得られる。
According to the first means, the potential energy based on the water level difference or the heat energy added to the water when water injection is required is applied as pressure into the cooling water tank, and the cooling water in the cooling water tank has a valve. In the conductive state, an operation of injecting water into the reactor core at the water injection pressure based on the sum of the applied pressure and the potential energy higher than the reactor core is obtained.

【0043】第2手段によれば、冷却水プール内水が第
1流路を通じて第1冷却水タンクへ降下しようとするこ
とにとも成って、冷却水プールと第1冷却水タンク間の
静水頭圧力差分の圧力が第1冷却水タンク内の気相部分
を圧縮してその気相部の圧力を高める。その気相部の圧
力は連通路を介して第2冷却水タンク内に伝えられて第
2冷却水タンク内の圧力を前記気相部の圧力と均等にす
る。このため、第2流路の弁が導通状態になると、第2
冷却水タンク内の冷却水は、位置エネルギーに前記気相
部の圧力との総和が注水圧力と成って、原子炉圧力容器
内に注水される作用が得られる。
According to the second means, since the water in the cooling water pool is about to descend to the first cooling water tank through the first flow path, the static head between the cooling water pool and the first cooling water tank is increased. The pressure of the pressure difference compresses the gas phase in the first cooling water tank and increases the pressure of the gas phase. The pressure of the gas phase portion is transmitted to the second cooling water tank via the communication path, and makes the pressure in the second cooling water tank equal to the pressure of the gas phase portion. For this reason, when the valve of the second flow path becomes conductive, the second
In the cooling water in the cooling water tank, the sum of the potential energy and the pressure of the gas phase part becomes the injection pressure, and the operation of injection into the reactor pressure vessel is obtained.

【0044】第3手段によれば、第2手段による作用に
加えて、第2冷却水タンクからの注水が開始された後に
第2冷却水タンクよりも低所にあって位置エネルギーの
低い第1冷却水タンク内の冷却水が原子炉圧力容器内へ
注水される作用が得られる。第4手段によれば、第3手
段による作用に加えて、第1冷却水タンクから原子炉圧
力容器への注水路である第3流路と、第2冷却水タンク
から原子炉圧力容器への注水炉である第2流路とが互い
に独立しているから、両流路の一方が注水作用に供せな
くなっても他方の流路にて注水が成される作用が得られ
る。
According to the third means, in addition to the action of the second means, after the start of the water injection from the second cooling water tank, the first means having a lower potential energy than the second cooling water tank and having a lower potential energy. An effect is obtained in which the cooling water in the cooling water tank is injected into the reactor pressure vessel. According to the fourth means, in addition to the action of the third means, the third flow path which is a water supply passage from the first cooling water tank to the reactor pressure vessel, and the third flow path from the second cooling water tank to the reactor pressure vessel. Since the second flow path, which is a water injection furnace, is independent of each other, even if one of the two flow paths cannot be used for the water injection operation, an operation of performing water injection in the other flow path can be obtained.

【0045】第5手段によれば、第2手段による作用に
加えて、冷却水プールの水により圧力が上昇した第1冷
却水タンクの気相部の圧力は連通路により第3冷却水タ
ンクに均等になるように加えられ、その圧力と第3冷却
水タンク内の冷却水が第4冷却水タンクへ第4流路を通
って降下しようとする第4冷却水タンクに対する位置エ
ネルギーとの総和が第4冷却水タンク内の圧力を増圧さ
せる。この増圧された圧力が連通路を介して第2冷却水
タンク内に加えられ、第2流路の弁が導通状態になる
と、第2冷却水タンク内の冷却水は、位置エネルギーに
前記増圧された圧力との総和が注水圧力と成って、原子
炉圧力容器内に第2流路を通して注水される作用が得ら
れる。
According to the fifth means, in addition to the action of the second means, the pressure of the gas phase portion of the first cooling water tank, whose pressure has been increased by the water of the cooling water pool, is transferred to the third cooling water tank by the communication passage. The sum of the pressure and the potential energy with respect to the fourth cooling water tank that the cooling water in the third cooling water tank is going to descend through the fourth flow path to the fourth cooling water tank is added. The pressure in the fourth cooling water tank is increased. When the increased pressure is applied to the inside of the second cooling water tank through the communication passage and the valve of the second flow path is brought into the conductive state, the cooling water in the second cooling water tank increases the potential energy to the potential energy. The sum of the pressure and the pressure becomes the water injection pressure, and the effect of water being injected into the reactor pressure vessel through the second flow path is obtained.

【0046】第6手段によれば、第5手段による作用に
加えて、注水圧力が第2冷却水タンク,第4冷却水タン
ク,第1冷却水タンクの順に小さくなるから、注水開始
タイミングが第2冷却水タンク,第4冷却水タンクと第
1冷却水タンクの順にずれて順次原子炉圧力容器内への
注水作用が得られる。
According to the sixth means, in addition to the action of the fifth means, the water injection pressure decreases in the order of the second cooling water tank, the fourth cooling water tank, and the first cooling water tank. The second cooling water tank, the fourth cooling water tank, and the first cooling water tank are sequentially shifted so that a water injection action into the reactor pressure vessel is obtained.

【0047】第7手段によれば、第6手段による作用に
加えて、第2冷却水タンク,第4冷却水タンク,第1冷
却水タンクの原子炉圧力容器への注水流路である第2流
路,第5流路,第3流路とが互いに独立しているから、
いずれかの流路が注水に支障を来たしても他の流路での
注水は達成される作用が得られる。
According to the seventh means, in addition to the function of the sixth means, the second cooling water tank, the fourth cooling water tank, and the second cooling water tank, which are the water injection flow paths to the reactor pressure vessel. Since the flow path, the fifth flow path, and the third flow path are independent of each other,
Even if one of the flow passages interferes with water injection, the effect of achieving water injection in other flow passages is obtained.

【0048】第8手段によれば、第2手段又は第3手段
による作用に加えて、原子炉圧力容器内への注水が必要
なときには、弁を導通状態として、冷却水プール内と原
子炉圧力容器内の圧力を均等化して冷却水プール内の冷
却水が原子炉圧力容器内へ注入しやすくし、もってより
一層早期の注入作用が得られる。
According to the eighth means, in addition to the action of the second means or the third means, when water injection into the reactor pressure vessel is necessary, the valve is brought into a conductive state, and the inside of the cooling water pool and the reactor pressure are controlled. The pressure in the vessel is equalized so that the cooling water in the cooling water pool can be easily injected into the reactor pressure vessel, so that an earlier injection action can be obtained.

【0049】第9手段によれば、第2手段又は第3手段
による作用に加えて、冷却水プールの一部を第2冷却水
タンク領域に利用して原子炉圧力容器への注水に供する
作用が得られる。
According to the ninth means, in addition to the action of the second means or the third means, a part of the cooling water pool is used for the second cooling water tank area to supply water to the reactor pressure vessel. Is obtained.

【0050】第10手段によれば、第1手段から第7手
段まで及び第9手段のいずれかの手段による作用に加え
て、冷却水プール内の圧力は事故時には事故時に昇圧し
たドライウエル領域の圧力と同等に昇圧するから、その
昇圧した分だけ原子炉圧力容器への注水開始タイミング
が早まるという作用が得られる。
According to the tenth means, in addition to the operation of any one of the first to seventh means and the ninth means, the pressure in the cooling water pool is increased in the dry well region at the time of the accident. Since the pressure is increased to the same level as the pressure, an effect is obtained that the timing of starting water injection into the reactor pressure vessel is advanced by the increased pressure.

【0051】第11手段によれば、第1手段による作用
に加えて、冷却水タンク内の冷却水に原子炉圧力容器内
で発生した熱エネルギーを付加すると、そのタンク内の
冷却水は一部蒸発してそのタンク内の圧力が上昇し、そ
の圧力は排圧制限手段により冷却水タンク内に安全な圧
力範囲内で隔離される。その上昇した圧力に位置エネル
ギーによる圧力が加味されてそのタンク内の冷却水は原
子炉圧力容器内へ注水される作用が得られる。
According to the eleventh means, in addition to the action of the first means, when the thermal energy generated in the reactor pressure vessel is added to the cooling water in the cooling water tank, the cooling water in the tank partially Evaporation causes the pressure in the tank to increase, and the pressure is isolated within the cooling water tank within a safe pressure range by the exhaust pressure limiting means. The pressure due to the potential energy is added to the increased pressure, so that the cooling water in the tank is injected into the reactor pressure vessel.

【0052】第12手段によれば、第11手段による作
用に加えて、原子炉圧力容器の自動減圧時に排気される
熱エネルギーが蒸気状態で冷却水タンク内冷却水に付加
されて、蒸気は冷却水タンク内の冷却水により凝縮さ
れ、その冷却水は加熱されて蒸発して蒸発蒸気分圧によ
りその冷却水タンク内の圧力の上昇作用が得られる。
According to the twelfth means, in addition to the function of the eleventh means, heat energy exhausted during automatic depressurization of the reactor pressure vessel is added to the cooling water in the cooling water tank in a vapor state, and the steam is cooled. Condensed by the cooling water in the water tank, the cooling water is heated and evaporated, and the pressure in the cooling water tank is increased by the partial pressure of the evaporated vapor.

【0053】第13手段によれば、第12手段による作
用に加えて、原子炉圧力容器の自動減圧時に排気される
高温蒸気が冷却水タンク内の凝縮器内に導かれて凝縮器
を介して冷却水タンク内の冷却水と熱交換する。このた
め冷却水タンク内の冷却水には熱エネルギーか付加され
て、冷却水タンク内の圧力は上昇する作用が得られる。
According to the thirteenth means, in addition to the action of the twelfth means, the high-temperature steam exhausted when the reactor pressure vessel is automatically depressurized is guided into the condenser in the cooling water tank and passes through the condenser. Exchanges heat with the cooling water in the cooling water tank. For this reason, thermal energy is added to the cooling water in the cooling water tank, and an effect of increasing the pressure in the cooling water tank is obtained.

【0054】第14手段によれば、第12手段による作
用に加えて、冷却水タンク内の圧力を弁の開閉によりそ
のタンク外に逃して安全な圧力範囲内に落せる作用が得
られる。
According to the fourteenth means, in addition to the action of the twelfth means, an action is obtained in which the pressure in the cooling water tank is released to the outside of the tank by opening and closing the valve to fall within a safe pressure range.

【0055】第15手段によれば、第12手段による作
用に加えて、冷却水タンク内の圧力が上昇した際に過剰
な圧力は冷却水タンクにあけられた穴からそのタンク外
へ逃げて過剰圧力によるそのタンクの損傷を弁等の稼働
部を備えなくとも防止出来る作用が得られる。
According to the fifteenth means, in addition to the function of the twelfth means, when the pressure in the cooling water tank rises, the excess pressure escapes from the hole formed in the cooling water tank to the outside of the tank and becomes excessive. An effect is obtained in which damage to the tank due to pressure can be prevented without providing an operating part such as a valve.

【0056】第16手段によれば、第12手段による作
用に加えて、冷却水タンク内の液相部にベント管が浸さ
れているから、常には液封状態である。冷却水タンク内
の圧力が増加すると、ベント管内の水面が押し上げられ
て冷却水タンク内の圧力が過剰になることを抑制する作
用が得られる。
According to the sixteenth means, in addition to the function of the twelfth means, since the vent pipe is immersed in the liquid phase portion in the cooling water tank, it is always in a liquid-sealed state. When the pressure in the cooling water tank increases, the water surface in the vent pipe is pushed up, and an effect of suppressing the pressure in the cooling water tank from becoming excessive is obtained.

【0057】第17手段によれば、第11手段から第1
4手段まで及び第16手段のいずれかの手段による作用
に加えて、弁が開かれることにより冷却水タンク内の圧
力は事故時の増圧したドライウエル領域内の圧力と均等
となるから、冷却水タンクから原子炉圧力容器内への注
水開始タイミングが早まる作用が得られる。
According to the seventeenth means, the first to the eleventh means
In addition to the action of any one of the four means and the sixteenth means, the pressure in the cooling water tank becomes equal to the pressure in the increased dry well area at the time of the accident by opening the valve. The effect of hastening the timing of starting water injection from the water tank into the reactor pressure vessel is obtained.

【0058】第18手段によれば、高所の水の位置エネ
ルギーを低所の液体タンク内の圧力に変えてその圧力を
冷却水注水系統の注水圧力とし、原子炉圧力容器内への
注水開始タイミングを早めることの作用が得られる。
According to the eighteenth means, the potential energy of the high place water is changed to the pressure in the low place liquid tank and the pressure is used as the water supply pressure of the cooling water injection system, and the water supply into the reactor pressure vessel is started. The effect of hastening the timing is obtained.

【0059】第19手段によれば、高低各タンク間の静
水頭差圧に基づく圧力を注水冷却水のタンクに付加して
注水圧力を確保できる作用が得られる。
According to the nineteenth means, it is possible to obtain the function of adding the pressure based on the hydrostatic head pressure difference between the high and low tanks to the water injection cooling water tank to secure the water injection pressure.

【0060】第20手段によれば、熱エネルギーを圧力
に変えてその圧力を注水冷却水のタンクに付加して注水
圧力を確保できる作用が得られる。
According to the twentieth means, it is possible to obtain the effect that the heat energy is converted into the pressure and the pressure is added to the water injection cooling water tank to secure the water injection pressure.

【0061】第21手段によれば、事故時にはサプレッ
ションプールにて蒸気を凝縮して原子炉圧力容器内の圧
力を低減し、重力落下注水系による原子炉圧力容器内へ
の注水開始タイミングを早め、重力落下注水系による原
子炉圧力容器内への注水開始後には、原子炉圧力容器内
の圧力も相当低下しており、重力落下注水系よりも位置
エネルギーの低い冠水系が原子炉圧力容器内への注水を
開始できる。その際に、重力落下注水系は、冷却水プー
ル内水が第1流路を通じて第1冷却水タンクへ降下しよ
うとすることにとも成って、冷却水プールと第1冷却水
タンク間の静水頭圧力差分の圧力が第1冷却水タンク内
の気相部分を圧縮してその気相部の圧力を高める。その
気相部の圧力は連通路を介して第2冷却水タンク内に伝
えられて第2冷却水タンク内の圧力を前記気相部の圧力
と均等にする。このため、第2流路の弁が導通状態にな
ると、第2冷却水タンク内の冷却水は、位置エネルギー
に前記気相部の圧力との総和が注水圧力と成って、原子
炉圧力容器内に注水される作用を発揮し、その重力落下
注水系による注水開始タイミングを高圧側にシフトして
注水開始タイミングを早め、ひいては冠水系による注水
も早める作用が成されて、原子炉圧力容器や原子炉格納
容器内圧力の上昇抑制作用を早期に達成できる作用が得
られる。
According to the twenty-first means, in the event of an accident, steam is condensed in the suppression pool to reduce the pressure in the reactor pressure vessel, and the timing of starting water injection into the reactor pressure vessel by the gravity drop water injection system is advanced. After the start of water injection into the reactor pressure vessel by the gravity drop water injection system, the pressure in the reactor pressure vessel has also dropped considerably, and a submergence system with lower potential energy than the gravity drop water injection system enters the reactor pressure vessel. Water injection can be started. At that time, the gravity drop water injection system is configured such that the water in the cooling water pool attempts to descend to the first cooling water tank through the first flow path, and the hydrostatic head between the cooling water pool and the first cooling water tank. The pressure of the pressure difference compresses the gas phase in the first cooling water tank and increases the pressure of the gas phase. The pressure of the gas phase portion is transmitted to the second cooling water tank via the communication path, and makes the pressure in the second cooling water tank equal to the pressure of the gas phase portion. For this reason, when the valve of the second flow path becomes conductive, the sum of the potential energy and the pressure of the gas phase part becomes the injection pressure of the cooling water in the second cooling water tank, and the cooling water in the reactor pressure vessel In this way, the water injection start timing by the gravity drop water injection system is shifted to the high pressure side to advance the water injection start timing, and the water injection by the submergence system is also accelerated. The effect that the effect of suppressing the rise in the pressure inside the furnace containment vessel can be achieved at an early stage is obtained.

【0062】第22手段によれば、事故時にはサプレッ
ションプールにて蒸気を凝縮して原子炉圧力容器内の圧
力を低減し、蓄圧注水系による原子炉圧力容器内への注
水が開始され、その後に重力落下注水系による原子炉圧
力容器内への注水が開始される。その際に、重力落下注
水系は、冷却水プール内水が第1流路を通じて第1冷却
水タンクへ降下しようとすることにとも成って、冷却水
プールと第1冷却水タンク間の静水頭圧力差分の圧力が
第1冷却水タンク内の気相部分を圧縮してその気相部の
圧力を高める。その気相部の圧力は連通路を介して第2
冷却水タンク内に伝えられて第2冷却水タンク内の圧力
を前記気相部の圧力と均等にする。このため、第2流路
の弁が導通状態になると、第2冷却水タンク内の冷却水
は、位置エネルギーに前記気相部の圧力との総和が注水
圧力と成って、原子炉圧力容器内に注水される作用を発
揮し、その重力落下注水系による注水開始タイミングを
高圧側にシフトして注水開始タイミングを早め、ひいて
は冠水系による注水も早める作用が成される。このため
に、蓄圧注水系の原子炉圧力容器内への注水開始タイミ
ングもより高圧側へシフトするようにも出来、原子炉圧
力容器や原子炉格納容器内圧力の上昇抑制作用を早期に
達成できる作用ないしは、蓄圧注水系による注水から重
力落下注水系による注水への移行が円滑になる、ないし
は蓄圧注水系による注水負担を重力落下注水系による注
水に一部負担させるなどの設計の自由度が拡大できる作
用が得られる。
According to the twenty-second means, in the event of an accident, steam is condensed in the suppression pool to reduce the pressure in the reactor pressure vessel, and water injection into the reactor pressure vessel by the accumulator water injection system is started. Water injection into the reactor pressure vessel by the gravity drop water injection system is started. At that time, the gravity drop water injection system is configured such that the water in the cooling water pool attempts to descend to the first cooling water tank through the first flow path, and the hydrostatic head between the cooling water pool and the first cooling water tank. The pressure of the pressure difference compresses the gas phase in the first cooling water tank and increases the pressure of the gas phase. The pressure of the gaseous phase is second
The pressure transmitted to the cooling water tank makes the pressure in the second cooling water tank equal to the pressure in the gas phase. For this reason, when the valve of the second flow path becomes conductive, the sum of the potential energy and the pressure of the gas phase part becomes the injection pressure of the cooling water in the second cooling water tank, and the cooling water in the reactor pressure vessel The water injection start timing by the gravity drop water injection system is shifted to the high pressure side, so that the water injection start timing is advanced, and the water injection by the flooding system is also accelerated. For this reason, the injection start timing of the pressure accumulating water injection system into the reactor pressure vessel can also be shifted to a higher pressure side, and the effect of suppressing a rise in the pressure in the reactor pressure vessel or the containment vessel can be achieved early. The degree of freedom of design is expanded, such as a smooth transition from water injection by the pressure accumulating water injection system to water injection by the gravity falling water injection system, or the burden of water injection by the pressure accumulating water injection system being partially borne by the gravity falling water injection system. A possible function is obtained.

【0063】第23手段によれば、事故時にはサプレッ
ションプールにて蒸気を凝縮して原子炉圧力容器内の圧
力を低減し、蓄圧注水系による原子炉圧力容器内への注
水が開始され、その後に重力落下注水系による原子炉圧
力容器内への注水が開始され、重力落下注水系による原
子炉圧力容器内への注水開始後には、原子炉圧力容器内
の圧力も相当低下しており、重力落下注水系よりも位置
エネルギーの低い冠水系が原子炉圧力容器内への注水を
開始できる。その際に、重力落下注水系は、冷却水プー
ル内水が第1流路を通じて第1冷却水タンクへ降下しよ
うとすることにとも成って、冷却水プールと第1冷却水
タンク間の静水頭圧力差分の圧力が第1冷却水タンク内
の気相部分を圧縮してその気相部の圧力を高める。その
気相部の圧力は連通路を介して第2冷却水タンク内に伝
えられて第2冷却水タンク内の圧力を前記気相部の圧力
と均等にする。このため、第2流路の弁が導通状態にな
ると、第2冷却水タンク内の冷却水は、位置エネルギー
に前記気相部の圧力との総和が注水圧力と成って、原子
炉圧力容器内に注水される作用を発揮し、その重力落下
注水系による注水開始タイミングを高圧側にシフトして
注水開始タイミングを早め、ひいては冠水系による注水
も早める作用が成される。このために、蓄圧注水系の原
子炉圧力容器内への注水開始タイミングもより高圧側へ
シフトするようにも出来、原子炉圧力容器や原子炉格納
容器内圧力の上昇抑制作用を早期に達成できる作用ない
しは、蓄圧注水系による注水から重力落下注水系による
注水への移行が円滑になる、ないしは蓄圧注水系による
注水負担を重力落下注水系による注水に一部負担させる
などの設計の自由度が拡大できる上、各注水系の注水ス
ケジュールの連携性が良くなる作用が得られる。
According to the twenty-third means, in the event of an accident, steam is condensed in the suppression pool to reduce the pressure in the reactor pressure vessel, and water injection into the reactor pressure vessel by the accumulator water injection system is started. Water injection into the reactor pressure vessel by the gravity drop water injection system was started.After water injection into the reactor pressure vessel was started by the gravity drop water injection system, the pressure in the reactor pressure vessel also dropped considerably, A submergence system with a lower potential energy than the water injection system can start water injection into the reactor pressure vessel. At that time, the gravity drop water injection system is configured such that the water in the cooling water pool attempts to descend to the first cooling water tank through the first flow path, and the hydrostatic head between the cooling water pool and the first cooling water tank. The pressure of the pressure difference compresses the gas phase in the first cooling water tank and increases the pressure of the gas phase. The pressure of the gas phase portion is transmitted to the second cooling water tank via the communication path, and makes the pressure in the second cooling water tank equal to the pressure of the gas phase portion. For this reason, when the valve of the second flow path becomes conductive, the sum of the potential energy and the pressure of the gas phase part becomes the injection pressure of the cooling water in the second cooling water tank, and the cooling water in the reactor pressure vessel The water injection start timing by the gravity drop water injection system is shifted to the high pressure side, so that the water injection start timing is advanced, and the water injection by the flooding system is also accelerated. For this reason, the injection start timing of the pressure accumulating water injection system into the reactor pressure vessel can also be shifted to a higher pressure side, and the effect of suppressing a rise in the pressure in the reactor pressure vessel or the containment vessel can be achieved early. The degree of freedom of design is expanded, such as a smooth transition from water injection by the pressure accumulating water injection system to water injection by the gravity drop water injection system, or partial burden of the water injection by the pressure accumulating water injection system on the water injection by the gravity falling water injection system. In addition to this, it is possible to obtain the effect of improving the coordination of the water injection schedule of each water injection system.

【0064】第24手段によれば、第21手段による作
用に加えて、重力落下式注水系と冠水系との注水開始タ
イミングの間に冷却水プールの一部内の冷却水が原子炉
圧力容器内に注水されるタイミングが来るから、木目細
かな注水スケジュウルが達成できるという作用が得られ
る。
According to the twenty-fourth means, in addition to the operation of the twenty-first means, the cooling water in a part of the cooling water pool is supplied to the reactor pressure vessel during the timing of starting the water injection between the gravity drop type water injection system and the flooding system. Since the timing of water injection comes, an effect that a fine water injection schedule can be achieved is obtained.

【0065】第25手段によれば、第21手段による作
用に加えて、冷却水プール内冷却水によっても原子炉圧
力容器内の蒸気を凝縮することが出来るから、原子炉圧
力容器内の圧力の凝縮による低減を促進し、重力落下式
注水系の注水タイミングをより早める、ないしは注水圧
力を低減できる作用が得られる。
According to the twenty-fifth means, in addition to the operation of the twenty-first means, the steam in the reactor pressure vessel can be condensed by the cooling water in the cooling water pool. The effect of accelerating the reduction by the condensation, and thereby earliering the injection timing of the gravity drop type injection system or reducing the injection pressure can be obtained.

【0066】第26手段によれば、第22手段又は第2
3手段による作用に加えて、蓄圧注水系の複数のタンク
から原子炉圧力容器内への注水開始タイミングが時間的
にずれて木目細かな注水スケジュウルが達成できるとい
う作用が得られる。
According to the twenty-sixth means, the twenty-second means or the second
In addition to the functions of the three means, the operation of starting injection of water from the plurality of tanks of the pressure accumulating water injection system into the reactor pressure vessel with a time lag can achieve an effect of achieving a fine water injection schedule.

【0067】第27手段によれば、第21手段又は第2
3手段又は第24手段又は第25手段による作用に加え
て、外周プールにより原子炉格納容器が水冷されるか
ら、原子炉格納容器内の圧力の低減効果が良く、その分
原子炉圧力容器内の圧力が早急に下がって各注水系によ
る注水開始タイミングを早めるか、そうでなければ、注
水圧力を低減できる作用が得られる。
According to the twenty-seventh means, the twenty-first means or the second means
In addition to the action of the third means or the twenty-fourth means or the twenty-fifth means, since the reactor containment vessel is water-cooled by the outer peripheral pool, the effect of reducing the pressure in the reactor containment vessel is good, and accordingly the An effect is obtained in which the pressure immediately drops and the timing of starting water injection by each water injection system is advanced, or if not, the water injection pressure can be reduced.

【0068】第28手段によれば、水冷出来ない上部の
原子炉格納容器の部分は空冷により冷却して第27手段
による作用を助長させることが出来るという作用が得ら
れる。
According to the twenty-eighth means, an effect is obtained that the part of the upper containment vessel that cannot be water-cooled can be cooled by air cooling to promote the function of the twenty-seventh means.

【0069】第29手段によれば、第21手段による作
用に加えて、サプレッションプールでも凝縮しきれない
残存蒸気は仕切板よりも上方のウエットウエル空間に移
行して主に空冷により冷却されて凝縮してサプレッショ
ンプール水中に戻され、その凝縮によっても原子炉格納
容器内、特にサプレッションプール室の圧力を低減出
来、これにともなって、原子炉圧力容器内の圧力も良く
低減されて各注水系による注水開始タイミングを早める
か、そうでなければ、注水圧力を低減できる作用が得ら
れる。
According to the twenty-ninth means, in addition to the action of the twenty-first means, the remaining steam which cannot be completely condensed even in the suppression pool moves to the wet well space above the partition plate and is mainly cooled by air cooling to condense. Then, it is returned to the suppression pool water, and the condensation can also reduce the pressure inside the reactor containment vessel, especially the suppression pool chamber.With this, the pressure inside the reactor pressure vessel is also reduced well, and An effect that the water injection start timing is advanced or the water injection pressure can be reduced otherwise is obtained.

【0070】第30手段によれば、重力落下注水系の注
水開始タイミングを高圧側と低圧側とに分散しておける
から、重力落下注水系による注水作動領域を拡大できる
という作用が得られる。
According to the thirtieth means, since the water injection start timing of the gravity drop water injection system can be dispersed between the high pressure side and the low pressure side, the operation of expanding the water injection operation area by the gravity drop water injection system can be obtained.

【0071】[0071]

【実施例】第1実施例は、図1に示されている。その第
1実施例を以下に説明する。
DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS A first embodiment is shown in FIG. The first embodiment will be described below.

【0072】第1実施例は電気出力1350MWの沸騰
水型原子炉に本発明を適用した例である。
The first embodiment is an example in which the present invention is applied to a boiling water reactor having an electric power of 1350 MW.

【0073】鋼製の原子炉格納容器10は、格納領域の
内側と外側とを隔離している。その原子炉格納容器10
の下部外周面は環状の外周プール15に浸されている。
その外周プール15には、外周プール15の気相部と外
界とを連通する蒸気排出ダクト86が備わる。
The steel containment vessel 10 separates the inside and outside of the containment area. The reactor containment vessel 10
Is immersed in an annular outer peripheral pool 15.
The outer peripheral pool 15 is provided with a steam discharge duct 86 for communicating the gas phase portion of the outer peripheral pool 15 with the outside world.

【0074】原子炉格納容器10は外周囲を鉄筋コンク
リート製建屋200で囲われている。
The outside of the containment vessel 10 is surrounded by a reinforced concrete building 200.

【0075】外周プール15よりも上方の原子炉格納容
器10外周面にはその外周面を冷却する目的において空
冷設備が施される。空冷設備は、外周プール15よりも
上方の原子炉格納容器10の外周面に沿って配備された
空冷用ダクト33と、その空冷用ダクト33への外気取
り入れ口として鉄筋コンクリート製建屋200に装備さ
れてその空冷用ダクト33の下端部内と連通する空気取
り入れ口32と、その空冷用ダクト33の上端でその空
冷用ダクト33内と鉄筋コンクリート製建屋200の外
側との間を連通する排気ダクト87とから構成される。
The outer peripheral surface of the reactor containment vessel 10 above the outer peripheral pool 15 is provided with air cooling equipment for the purpose of cooling the outer peripheral surface. The air-cooling equipment is provided in the reinforced concrete building 200 as an air-cooling duct 33 provided along the outer peripheral surface of the reactor containment vessel 10 above the outer peripheral pool 15 and an outside air intake to the air-cooling duct 33. The air inlet 32 communicates with the lower end of the air cooling duct 33, and the exhaust duct 87 communicates between the air cooling duct 33 and the outside of the reinforced concrete building 200 at the upper end of the air cooling duct 33. Is done.

【0076】原子炉格納容器10内には、鉄筋コンクリ
ート製の構造壁でコンクリート構造物16が構築されて
いる。
In the reactor containment vessel 10, a concrete structure 16 is constructed with structural walls made of reinforced concrete.

【0077】そのコンクリート構造物16の外周面と原
子炉格納容器10内周面との環状の間隔空間はウエット
ウエル13空間として確保される。そのウエットウエル
13空間とコンクリート構造物16の上方の空間である
運転階30空間とは圧力開放板31により通常時には気
密に区画されている。
The annular space between the outer peripheral surface of the concrete structure 16 and the inner peripheral surface of the containment vessel 10 is secured as a wet well 13 space. The space of the wet well 13 and the space of the operation floor 30 which is a space above the concrete structure 16 are normally airtightly partitioned by a pressure release plate 31.

【0078】コンクリート構造物16の内側には、原子
炉圧力容器1が収納されるドライウエル11空間と、冷
却水が貯蔵されている環状のサプレッションプール12
と、そのサプレッションプール12よりも上方の位置に
配備された冷却すいプール90と第2冷却水タンク91
とが形成されている。
Inside the concrete structure 16, a dry well 11 space in which the reactor pressure vessel 1 is stored, and an annular suppression pool 12 in which cooling water is stored.
And a cooling pan pool 90 and a second cooling water tank 91 disposed above the suppression pool 12.
Are formed.

【0079】サプレッションプール12の冷却水は鉄筋
コンクリート製の構造壁に開けた連通孔18でその構造
壁の内側と外側とで連通され、サプレッションプール1
2の気相部は他の連通孔18でその構造壁の内側と外側
とで連通されている。
The cooling water of the suppression pool 12 is communicated between the inside and outside of the structural wall by a communication hole 18 formed in a reinforced concrete structure wall.
The two gas phase portions are communicated with each other by the other communication holes 18 inside and outside the structural wall.

【0080】ドライウエル11空間とサプレッションプ
ール12の冷却水中とはベント管17により連通されて
いる。
The space between the dry well 11 and the cooling water in the suppression pool 12 is communicated by a vent pipe 17.

【0081】冷却すいプール90と第2冷却水タンク9
1とは上方からみると環状に成っており、且つ同一高さ
において隣接している。その冷却すいプール90の気相
部がドライウエル連通路104でドライウエル11空間
に直接的に連通している。
The cooling pan pool 90 and the second cooling water tank 9
1 is annular when viewed from above, and is adjacent at the same height. The gas phase of the cooling pan pool 90 communicates directly with the dry well 11 space through the dry well communication passage 104.

【0082】冷却すいプール90よりも低所であって、
サプレッションプール12よりも上方の位置に第1冷却
水タンク92がドライウエル11空間内に装備される。
It is lower than the cooling pan pool 90,
A first cooling water tank 92 is provided above the suppression pool 12 in the dry well 11 space.

【0083】コンクリート構造物16の上端面は運転階
30とされ、その運転階30には、原子炉圧力容器1内
の構成物を取り扱うことのできるマニュピュレータ80
が装備されている。運転階30空間にはマニュピュレー
タ80よりも上方に天井クレーン201が配備され、そ
の天井クレーン201は原子炉格納容器10から支持し
た環状の走行路202に沿って旋回することが出来る。
The upper end surface of the concrete structure 16 is an operation floor 30, and the operation floor 30 has a manipulator 80 capable of handling components in the reactor pressure vessel 1.
Is equipped. An overhead crane 201 is provided above the manipulator 80 in the operation floor 30 space, and the overhead crane 201 can turn along an annular traveling path 202 supported from the reactor containment vessel 10.

【0084】原子炉圧力容器1は、炉心2を内蔵してお
り、インターナルポンプ106が原子炉圧力容器1内の
冷却水を炉心2内に供給している。
The reactor pressure vessel 1 incorporates a reactor core 2, and an internal pump 106 supplies cooling water in the reactor pressure vessel 1 to the reactor core 2.

【0085】炉心2内で加熱された冷却水は、高温高圧
な蒸気とされて発電機の駆動タービンを回転させるエネ
ルギーとして原子炉格納容器10外へ供給されるが、そ
の供給流路が主蒸気配管3であり、この主蒸気配管3
は、原子炉圧力容器1に接続され、原子炉格納容器10
を貫通している。この主蒸気配管3は複数本存在し、且
つ途中には隔離弁を備え、事故時にはその隔離弁は閉じ
られることにより主蒸気管3は閉鎖される。
The cooling water heated in the reactor core 2 is converted into high-temperature and high-pressure steam and supplied to the outside of the reactor containment vessel 10 as energy for rotating the drive turbine of the generator. The main steam pipe 3
Is connected to the reactor pressure vessel 1 and the reactor containment vessel 10
Penetrates. A plurality of the main steam pipes 3 are provided, and an isolation valve is provided in the middle thereof. In the event of an accident, the isolation valve is closed to close the main steam pipe 3.

【0086】又、先の高温高圧な蒸気は、その蒸気の持
つエネルギーが駆動タービンを回転駆動するのに消費さ
れて、その後に復水器で凝縮され、その凝縮により得ら
れた冷却水は原子炉圧力容器1内へ給水されるのである
が、その給水流路が給水配管4である。その給水配管4
は、原子炉格納容器10を貫通して原子炉圧力容器1へ
連通接続されている。この給水配管4も主蒸気配管3と
同様に閉鎖可能な構成を備えている。
The high-temperature and high-pressure steam is consumed for rotating the drive turbine, and then condensed in a condenser. The cooling water obtained by the condensation is converted into atomic water. Water is supplied into the furnace pressure vessel 1, and the water supply passage is a water supply pipe 4. The water supply pipe 4
Are connected to the reactor pressure vessel 1 through the reactor containment vessel 10. This water supply pipe 4 also has a structure that can be closed similarly to the main steam pipe 3.

【0087】いずれの貫通部分でも、原子炉格納容器1
0内の雰囲気や圧力が外部へ逃れないように気密に構成
されている。
In any penetrating part, the reactor containment vessel 1
The atmosphere and pressure inside the chamber are airtight so that the atmosphere and pressure do not escape to the outside.

【0088】各主蒸気配管3には、原子炉格納容器10
内を通っている部分に、自動減圧系が接続されている。
この自動減圧系は、主蒸気配管3に接続された自動減圧
弁23と、自動減圧弁23に接続されて自動減圧弁23
からの排出蒸気をサプレッションプール12水中に導き
入れる自動減圧系配管143とを備えている。自動減圧
弁23は、冷却水喪失事故の原因である冷却水漏洩や圧
力の不意の低下等を検出してその検出に基づいて開くよ
うに操作される。
Each main steam pipe 3 has a reactor containment vessel 10
An automatic decompression system is connected to the part passing through the inside.
The automatic pressure reducing system includes an automatic pressure reducing valve 23 connected to the main steam pipe 3 and an automatic pressure reducing valve 23 connected to the automatic pressure reducing valve 23.
And an automatic pressure-reducing system pipe 143 for introducing the steam discharged from the water into the suppression pool 12 water. The automatic pressure reducing valve 23 is operated to detect a cooling water leak or a sudden drop in pressure, which is the cause of the cooling water loss accident, and to open based on the detection.

【0089】原子炉格納容器10内には、非常用炉心冷
却系として、重力落下式注水系と、冠水系とが格納され
ている。
The reactor containment vessel 10 contains a gravity drop type water injection system and a flooding system as emergency core cooling systems.

【0090】重力落下式注水系は、次のような構成を備
える。
The gravity drop type water injection system has the following configuration.

【0091】即ち、第2冷却水タンク91内と、原子炉
圧力容器1内とは第2流路である第2配管93で接続さ
れている。第2配管93の上端は第2冷却水タンク91
の底に接続され、下端は炉心2よりも高い位置の原子炉
圧力容器1部位に接続されている。その第2配管93の
途中部位には第2冷却水タンク91よりに第2開閉弁9
9が、原子炉圧力容器1よりに第2逆止弁97が装備さ
れている。その第2逆止弁97は、第2冷却水タンク9
1側から原子炉圧力容器1側への通過を許しその逆方向
への通過を阻止するように逆止方向が設定されている。
That is, the inside of the second cooling water tank 91 and the inside of the reactor pressure vessel 1 are connected by the second pipe 93 which is the second flow path. The upper end of the second pipe 93 is connected to the second cooling water tank 91.
The lower end is connected to a portion of the reactor pressure vessel 1 higher than the core 2. In the middle of the second pipe 93, a second on-off valve 9 is provided by a second cooling water tank 91.
9 is equipped with a second check valve 97 rather than the reactor pressure vessel 1. The second check valve 97 is connected to the second cooling water tank 9.
The check direction is set so as to allow passage from the side 1 to the reactor pressure vessel 1 and prevent passage in the opposite direction.

【0092】第2冷却水タンク91内と第1冷却水タン
ク92内とは連通路である均圧化配管95で水面よりも
上部の気相部分同士が連通できるように接続されてい
る。
The inside of the second cooling water tank 91 and the inside of the first cooling water tank 92 are connected by a pressure equalizing pipe 95 which is a communication passage so that the gas phase portions above the water surface can communicate with each other.

【0093】第1冷却水タンク92内と、冷却水プール
90内とは第1流路である第1配管94で接続されてい
る。第1配管94の上端は冷却水プール90の底に接続
され、下端は第1冷却水タンク92内の冷却水水中に水
没されている。
The inside of the first cooling water tank 92 and the inside of the cooling water pool 90 are connected by a first pipe 94 as a first flow path. The upper end of the first pipe 94 is connected to the bottom of the cooling water pool 90, and the lower end is submerged in the cooling water in the first cooling water tank 92.

【0094】第1冷却水タンク92と第2開閉弁99と
第2逆止弁97との間の第2配管93の途中部分とを接
続している第3流路である第3配管96は、途中部位に
第1冷却水タンク92よりに第1開閉弁100が、原子
炉圧力容器1よりに第1逆止弁98が装備されている。
その第1逆止弁98は、第1冷却水タンク92側から原
子炉圧力容器1側への通過を許しその逆方向への通過を
阻止するように逆止方向が設定されている。
A third pipe 96, which is a third flow path connecting the first cooling water tank 92 and an intermediate portion of the second pipe 93 between the second on-off valve 99 and the second check valve 97, is provided. A first opening / closing valve 100 is provided at an intermediate position from the first cooling water tank 92, and a first check valve 98 is provided at the reactor pressure vessel 1.
The first check valve 98 has a check direction set to allow passage from the first cooling water tank 92 side to the reactor pressure vessel 1 side and prevent passage in the opposite direction.

【0095】原子炉運転前に第1開閉弁100と、第2
開閉弁99を閉じておいて、冷却水プール90と第2冷
却水タンク91内に冷却水をほぼ満水状態に入れてお
く。冷却水を入れるために冷却水プール90と第2冷却
水タンク91には開閉自在な注水口が設けられており、
冷却水を入れた後は注水口は気密に閉じられる。冷却水
プール90内に冷却水を入れることによりその一部が第
1配管94を通じて第1冷却水タンク92内にはいっ
て、第2冷却水タンク91内の気相部分が高圧と成る。
このようにして、第1冷却水タンク92は第1配管94
の下端開口部より上方に水位が形成された状態とする。
これにより、第1冷却水タンク92には第1配管94を
通して冷却水プール90水面から第1冷却水タンク92
内の水位にわたる水頭圧力がかかる。この圧力は、均圧
化配管95を通して第2冷却水タンク91にかかる。こ
のため、第2冷却水タンク91から原子炉圧力容器1内
への注水静水頭は、第2冷却水タンク91内の水位と第
2配管93の原子炉圧力容器1注水口の間の水頭と冷却
水プール90水面と第1冷却水タンク92内の水位の間
の水頭の和と成って待機状態とされる。
Before the operation of the reactor, the first on-off valve 100 and the second
The on-off valve 99 is closed, and the cooling water is substantially filled in the cooling water pool 90 and the second cooling water tank 91. The cooling water pool 90 and the second cooling water tank 91 are provided with a freely openable and closable water inlet for introducing cooling water.
After the cooling water is filled, the water inlet is closed airtightly. By putting the cooling water into the cooling water pool 90, a part of the cooling water enters the first cooling water tank 92 through the first pipe 94, and the gas phase in the second cooling water tank 91 becomes high pressure.
Thus, the first cooling water tank 92 is connected to the first pipe 94
A state in which a water level is formed above the lower end opening.
Accordingly, the first cooling water tank 92 is moved from the surface of the cooling water pool 90 through the first pipe 94 to the first cooling water tank 92.
The head pressure over the water level inside is applied. This pressure is applied to the second cooling water tank 91 through the pressure equalizing pipe 95. For this reason, the hydrostatic head from the second cooling water tank 91 into the reactor pressure vessel 1 is equal to the water level between the water level in the second cooling water tank 91 and the inlet of the reactor pressure vessel 1 in the second pipe 93. The standby state is established with the sum of the water head between the water surface of the cooling water pool 90 and the water level in the first cooling water tank 92.

【0096】以上が重力落下式注水系である。次に、冠
水系の構成を以下に説明する。
The above is the gravity drop type water injection system. Next, the configuration of the flooding system will be described below.

【0097】冠水系配管84は、炉心2上部あるいはそ
れよりも高い位置でサプレッションプール12水中と原
子炉圧力容器1内とを接続している。この冠水系配管8
4の途中には、サプレッションプール12寄りに冠水系
開閉弁83が、原子炉圧力容器1寄りに冠水系逆止弁8
5が装備される。冠水系逆止弁85は、原子炉圧力容器
1側への流通を許し、その逆方向への流通を阻止するよ
うに逆止方向が設定されている。
The submergence piping 84 connects the water in the suppression pool 12 to the inside of the reactor pressure vessel 1 at the upper part of the reactor core 2 or at a position higher than it. This flooded piping 8
4, a flooded on-off valve 83 is provided near the suppression pool 12, and a flooded check valve 8 is provided near the reactor pressure vessel 1.
5 will be equipped. The non-return valve 85 is set to have a non-return direction so as to allow the flow to the reactor pressure vessel 1 and prevent the flow in the reverse direction.

【0098】以上が冠水系の構成である。The above is the configuration of the flooding system.

【0099】このような原子炉設備では、以下の動作が
可能である。
The following operation is possible in such a reactor facility.

【0100】原子炉の運転が開始されると、原子炉圧力
容器1内の圧力が増加する。その圧力が第2冷却水タン
ク91から原子炉圧力容器1内への事故時の注水静水頭
圧力よりも高くなったことを確認した後に、第1開閉弁
100と第2開閉弁99と冠水系開閉弁83を開く。冠
水系開閉弁83はより以前に開いておいても良い。
When the operation of the reactor is started, the pressure in the reactor pressure vessel 1 increases. After confirming that the pressure has become higher than the hydrostatic head pressure at the time of the accident from the second cooling water tank 91 into the reactor pressure vessel 1, the first on-off valve 100, the second on-off valve 99 and the flooding system The on-off valve 83 is opened. The flooding on-off valve 83 may be opened earlier.

【0101】この状態で原子炉が正常に運転されれば、
原子炉圧力容器1内の冷却水は高温高圧な蒸気として主
蒸気配管3を通じて原子炉格納容器10外へ供給され、
その蒸気は原子炉格納容器10外で凝縮されて冷却水と
して原子炉圧力容器1内へ給水配管4を通じて戻され
る。
If the reactor operates normally in this state,
The cooling water in the reactor pressure vessel 1 is supplied to the outside of the reactor containment vessel 10 through the main steam pipe 3 as high-temperature and high-pressure steam,
The vapor is condensed outside the reactor containment vessel 10 and returned to the reactor pressure vessel 1 through the water supply pipe 4 as cooling water.

【0102】原子炉圧力容器1内で発生した高温高圧な
蒸気が、例えば、主蒸気配管3等からドライウエル11
内に漏洩する事故が生じると、原子炉圧力容器1内の冷
却水が喪失することと成る。この様な冷却水喪失事故が
生じると、自動減圧系の自動減圧弁23が開いて自動減
圧系配管143を通じて原子炉圧力容器1内の高温高圧
な蒸気をサプレッションプール12水中に排出して原子
炉圧力容器1内の圧力を低減する。
The high-temperature and high-pressure steam generated in the reactor pressure vessel 1 is supplied to the dry well 11 from the main steam pipe 3 or the like, for example.
If an accident that leaks into the reactor occurs, the cooling water in the reactor pressure vessel 1 will be lost. When such a cooling water loss accident occurs, the automatic pressure reducing valve 23 of the automatic pressure reducing system is opened, and the high temperature and high pressure steam in the reactor pressure vessel 1 is discharged into the suppression pool 12 water through the automatic pressure reducing system piping 143, and the reactor The pressure in the pressure vessel 1 is reduced.

【0103】サプレッションプール12水中に排出され
た蒸気はサプレッションプール12内の冷却水で凝縮さ
れる。この凝縮作用により原子炉格納容器10内の圧力
の上昇が弱められるが圧力は次第に上昇する。
The steam discharged into the suppression pool 12 water is condensed by the cooling water in the suppression pool 12. Due to this condensation action, the rise in pressure inside the reactor containment vessel 10 is weakened, but the pressure gradually rises.

【0104】原子炉圧力容器1側からドライウエル11
内に漏洩した高温高圧な蒸気は、ドライウエル11の圧
力を高めることと成る。高圧と成ったドライウエル11
内の雰囲気は、ベント管17を通じてサプレッションプ
ール12内の冷却水中に吹き込まれる。冷却水中に吹き
込まれた雰囲気中の蒸気はサプレッションプール12内
の冷却水で凝縮され、凝縮されない前記雰囲気中のガス
はサプレッションプール12内の冷却水水面より上方に
蓄積され、ウエットウエル13内の圧力を高める。
Dry well 11 from the reactor pressure vessel 1 side
The high-temperature and high-pressure steam leaked into the inside increases the pressure of the dry well 11. Dry well 11 with high pressure
The inside atmosphere is blown into the cooling water in the suppression pool 12 through the vent pipe 17. The vapor in the atmosphere blown into the cooling water is condensed by the cooling water in the suppression pool 12, and the gas in the atmosphere that is not condensed is accumulated above the surface of the cooling water in the suppression pool 12, and the pressure in the wet well 13 is reduced. Enhance.

【0105】サプレッションプール12内で凝縮されな
いガスはウエットウエル13空間へサプレッションプー
ル12内の冷却水水面からの蒸気とともにサプレッショ
ンプール12上部の連通孔18を通じて移行し、その移
行により圧力が分散して急激に上昇することを回避す
る。
The gas which is not condensed in the suppression pool 12 moves to the space of the wet well 13 together with the steam from the cooling water surface in the suppression pool 12 through the communication hole 18 in the upper part of the suppression pool 12, and the pressure is dispersed due to the transfer and suddenly Avoid rising.

【0106】前述の各凝縮作用が続くと、ドライウエル
11内の圧力が低減して原子炉圧力容器1内の圧力がド
ライウエル11内に移行し易くなって、原子炉圧力容器
1内の圧力は低下する。その一方、各凝縮作用により発
生した凝縮水によりサプレッションプール12内の冷却
水水面は上昇する。
When the above-described respective condensation actions continue, the pressure in the dry well 11 decreases, and the pressure in the reactor pressure vessel 1 easily shifts into the dry well 11, and the pressure in the reactor pressure vessel 1 Drops. On the other hand, the level of the cooling water in the suppression pool 12 rises due to the condensed water generated by each condensing action.

【0107】ウエットウエル13空間内の圧力が高くな
ると、その高まったウエットウエル13空間内の圧力で
圧力開放板31が開けられる。圧力開放板31が開けら
れことで、ウエットウエル13空間内の圧力が運転階3
0空間に逃される。
When the pressure in the wet well 13 space increases, the pressure release plate 31 is opened by the increased pressure in the wet well 13 space. When the pressure release plate 31 is opened, the pressure in the space of the wet well 13 is increased.
Escape to space 0.

【0108】このために、サプレッションプール12
は、ドライウエル11内の蒸気を含む雰囲気を更に受け
入れることが出来、さらなる原子炉圧力容器1とドライ
ウエル11内の圧力の低減に貢献する。このために、さ
らに良く原子炉圧力容器1内の圧力がドライウエル11
内に抜けやすくなって、原子炉圧力容器1内の圧力は急
速に低下する。
For this purpose, the suppression pool 12
Can further accept the atmosphere containing steam in the dry well 11, and contribute to further reducing the pressure in the reactor pressure vessel 1 and the dry well 11. For this reason, the pressure in the reactor pressure vessel 1 is better
As a result, the pressure in the reactor pressure vessel 1 rapidly decreases.

【0109】サプレッションプール12内での凝縮作用
を伴うと、サプレッションプール12の水位と水温が上
昇してサプレッションプール12内上部の連通孔18を
水没させる。
With the condensing action in the suppression pool 12, the water level and the water temperature of the suppression pool 12 rise, and the upper communication hole 18 in the suppression pool 12 is submerged.

【0110】このような状況になると、外周プール15
内のプール水により原子炉格納容器10壁を伝熱媒体と
して原子炉格納容器10壁に近接するサプレッションプ
ール12内の冷却水が冷却される。冷却された原子炉格
納容器10壁に近接するサプレッションプール12内の
冷却水はサプレッションプール12内を降下してサプレ
ッションプール12内上部と下部との両連通孔18を通
じてサプレッションプール12内の冷却水を循環する。
その循環により、その冷却水全体が冷却されてウエット
ウエル13内の圧力の上昇が抑制される。
In such a situation, the outer peripheral pool 15
The cooling water in the suppression pool 12 close to the reactor containment vessel 10 wall is cooled by the pool water inside the reactor containment vessel 10 wall as a heat transfer medium. The cooled cooling water in the suppression pool 12 adjacent to the wall of the containment vessel 10 descends in the suppression pool 12 to supply the cooling water in the suppression pool 12 through both communication holes 18 in the upper and lower portions of the suppression pool 12. Circulate.
Due to the circulation, the entire cooling water is cooled, and an increase in pressure in the wet well 13 is suppressed.

【0111】更には、ウエットウエル13空間や運転階
30空間内の温度が上昇すると、その温度により加熱さ
れた空冷ダクト内の外気が上昇して、その上昇力により
空気取り入れ口32から空冷ダクト33内に冷たい外気
を吸引して原子炉格納容器10壁面を冷却して排気ダク
ト87から外界へ排出される。これによっても、原子炉
格納容器10内全体が冷却されて圧力の上昇が抑制され
る。
Further, when the temperature in the wet well 13 space or the operation floor 30 space rises, the outside air in the air-cooled duct heated by the temperature rises, and the rising force causes the air-cooling duct 32 to move from the air intake 32 to the air-cooling duct 33. The inside of the reactor containment vessel 10 is cooled by sucking cold outside air into the inside and is discharged from the exhaust duct 87 to the outside. This also cools the entirety of the containment vessel 10 and suppresses a rise in pressure.

【0112】原子炉格納容器10内の圧力の上昇が抑制
されるが故に、原子炉圧力容器1から原子炉格納容器1
0内への圧力の移行が迅速であって、原子炉圧力容器1
内の圧力の低減が良く促進される。
Since the rise in the pressure in the reactor containment vessel 10 is suppressed, the reactor containment vessel 1
The pressure shifts quickly into the reactor pressure vessel 1
Reduction of the internal pressure is well promoted.

【0113】冷却水プール90の圧力はドライウエル1
1内の圧力とドライウエル連通路104により等しくさ
れる。原子炉圧力容器1内の圧力が第2冷却水タンク9
1から原子炉圧力容器1内への事故時の注水静水頭圧力
よりも低くなると、先ず、重力落下式注水系による原子
炉圧力容器1内への注水が開始され、原子炉圧力容器1
内から喪失した冷却水の補充と冷却水の冷却作用による
原子炉圧力容器1内の圧力低下作用を得る。
The pressure of the cooling water pool 90 is set to the dry well 1
1 and by the drywell communication passage 104. When the pressure in the reactor pressure vessel 1 is
When the pressure becomes lower than the hydrostatic head pressure at the time of accident from the reactor 1 into the reactor pressure vessel 1, first, water injection into the reactor pressure vessel 1 by the gravity drop type water injection system is started.
The pressure drop in the reactor pressure vessel 1 is obtained by the replenishment of the cooling water lost from the inside and the cooling action of the cooling water.

【0114】重力落下式注水系による原子炉圧力容器1
内への注水が開始されると、先ず第2冷却水タンク91
内の冷却水が第2逆止弁97を通じて第2配管93内を
通って原子炉圧力容器1内に注水される。この注水に伴
って、第2冷却水タンク91内の圧力が低下し、その圧
力低下に伴って第1冷却水タンク92内の圧力も低下す
るので、冷却水プール90内の冷却水が第1配管94を
通じて第1冷却水タンク92内に移行して第2冷却水タ
ンク91内の水位が上昇する。第2冷却水タンク91か
ら原子炉圧力容器1内への注水作用により原子炉圧力容
器1内は冷却されて原子炉圧力容器1内の圧力が更に低
圧と成る。このように成ると、第1冷却水タンク92内
の冷却水が第1逆止弁98を通じて第3配管96内を通
って第2配管93内に入り、第2配管93内に残留して
いる第2冷却水タンク91からの冷却水と合流して原子
炉圧力容器1内に注入される。
Reactor pressure vessel 1 by gravity drop type water injection system
When water injection into the inside is started, first, the second cooling water tank 91
The cooling water in the reactor is injected into the reactor pressure vessel 1 through the second pipe 93 through the second check valve 97. With this water injection, the pressure in the second cooling water tank 91 decreases, and the pressure in the first cooling water tank 92 decreases with the decrease in pressure. The water moves into the first cooling water tank 92 through the pipe 94 and the water level in the second cooling water tank 91 rises. The inside of the reactor pressure vessel 1 is cooled by a water injection action from the second cooling water tank 91 into the reactor pressure vessel 1, and the pressure in the reactor pressure vessel 1 is further reduced. With this configuration, the cooling water in the first cooling water tank 92 passes through the third pipe 96 through the first check valve 98, enters the second pipe 93, and remains in the second pipe 93. The coolant merges with the coolant from the second coolant tank 91 and is injected into the reactor pressure vessel 1.

【0115】重力落下式注水系による原子炉圧力容器1
内への注水原理を示すと、図4,図5,図6の通りであ
る。図4,図5,図6は注水原理を示すための図である
から、図1の実施例とは具体的な点で一致していない
が、注水原理としては等価な内容を有する。
Reactor pressure vessel 1 by gravity drop type water injection system
The principle of water injection into the interior is as shown in FIGS. FIGS. 4, 5, and 6 are diagrams for illustrating the principle of water injection, and do not correspond to the embodiment of FIG. 1 in specific points, but have equivalent contents as the principle of water injection.

【0116】即ち、図4の如くに、冷却水プール90内
の冷却水の位置が第1冷却水タンク92内の冷却水の位
置よりも高い位置に有るから、冷却水プール90内の冷
却水の位置エネルギーが第1冷却水タンク92内の冷却
水の位置エネルギーよりも高く、それら両冷却水に付与
された位置エネルギーの差と、冷却水プール90の水面
に加わるドライウエル11内の圧力により冷却水プール
90内の冷却水は第1冷却水タンク92内に降下しよう
として第1冷却水タンク92内気相部を圧縮する。この
圧縮圧力よりも運転中の原子炉圧力容器1内の圧力は高
いから、原子炉運転後に第1開閉弁100と第2開閉弁
99とが開かれているものの、第1逆止弁98と第2逆
止弁97は開くことが無い。このために、第1冷却水タ
ンク92内の圧力は、上昇する。その上昇した圧力は、
均圧化配管95を通じて第2冷却水タンク91内にも印
加される。それに加えて、第2冷却水タンク91は第1
冷却水タンク92よりも高い位置に有るから、第2冷却
水タンク91内の冷却水は、第1冷却水タンク92内の
冷却水よりも大きな注水圧力が付与され、図4の状態で
待機状態とされる。
That is, as shown in FIG. 4, the position of the cooling water in the cooling water pool 90 is higher than the position of the cooling water in the first cooling water tank 92. Is higher than the potential energy of the cooling water in the first cooling water tank 92, and the difference between the potential energy applied to both the cooling waters and the pressure in the dry well 11 applied to the water surface of the cooling water pool 90. The cooling water in the cooling water pool 90 tends to descend into the first cooling water tank 92 and compresses the gas phase in the first cooling water tank 92. Since the pressure in the reactor pressure vessel 1 during operation is higher than the compression pressure, the first on-off valve 100 and the second on-off valve 99 are opened after the operation of the reactor, but the first check valve 98 The second check valve 97 does not open. For this reason, the pressure in the first cooling water tank 92 increases. The increased pressure
The pressure is also applied to the inside of the second cooling water tank 91 through the equalizing pipe 95. In addition, the second cooling water tank 91 is
Since the cooling water in the second cooling water tank 91 is higher than the cooling water in the first cooling water tank 92, the cooling water in the second cooling water tank 91 is provided at a position higher than the cooling water tank 92, and the cooling water in the standby state in the state of FIG. It is said.

【0117】通常運転時には、第2冷却水タンク91内
の冷却水に付与された注水圧力よりも原子炉圧力容器1
内の圧力が高いからその待機状態では第2逆止弁97は
開かず、注水作用は成されない。
During normal operation, the pressure in the reactor pressure vessel 1 is lower than the injection pressure applied to the cooling water in the second cooling water tank 91.
Since the internal pressure is high, the second check valve 97 is not opened in the standby state, and the water injection operation is not performed.

【0118】冷却水喪失事故を生じると、先に説明した
とおりに、原子炉圧力容器1内の圧力が低下し、逆にド
ライウエル11内の圧力が上昇する。その原子炉圧力容
器1内の圧力の低下の動向は図8aの点線による特性曲
線の様に推移する傾向を示す。そして、逆に第1冷却水
タンク92と第2冷却水タンク91内の圧力は冷却水プ
ール90がドライウエル11内の上昇した圧力を受ける
ことにより図8aの一点鎖線あるいは二点鎖線による曲
線の様に上昇する。
When a coolant loss accident occurs, as described above, the pressure in the reactor pressure vessel 1 decreases, and conversely, the pressure in the dry well 11 increases. The trend of the pressure drop in the reactor pressure vessel 1 shows a tendency to change like a characteristic curve indicated by a dotted line in FIG. 8A. On the contrary, the pressures in the first cooling water tank 92 and the second cooling water tank 91 are changed by the dashed line or the two-dot chain line in FIG. 8A when the cooling water pool 90 receives the increased pressure in the dry well 11. To rise.

【0119】その結果、原子炉圧力容器1内の圧力が第
2冷却水タンク91からの注水圧力よりも低くなると、
第2逆止弁97が開いて第2冷却水タンク91から原子
炉圧力容器1内への冷却水の注水が開始される。
As a result, when the pressure in the reactor pressure vessel 1 becomes lower than the injection pressure from the second cooling water tank 91,
The second check valve 97 is opened, and the injection of cooling water from the second cooling water tank 91 into the reactor pressure vessel 1 is started.

【0120】図5は第2冷却水タンク91から原子炉圧
力容器1内への注水の様子を示している。図5において
実線矢印は冷却水の流れの方向を点線矢印は気相の流れ
の方向を示している。この時点では、第1冷却水タンク
92から原子炉圧力容器1内への注水圧力は第2冷却水
タンク91のそれよりも低くて且つ原子炉圧力容器1内
の圧力よりも低いから第1逆止弁98は開くことは無
い。
FIG. 5 shows how water is injected from the second cooling water tank 91 into the reactor pressure vessel 1. In FIG. 5, the solid arrows indicate the direction of the flow of the cooling water, and the dotted arrows indicate the direction of the flow of the gas phase. At this time, since the injection pressure from the first cooling water tank 92 into the reactor pressure vessel 1 is lower than that of the second cooling water tank 91 and lower than the pressure in the reactor pressure vessel 1, the first reverse The stop valve 98 does not open.

【0121】第2冷却水タンク91からの注水が開始さ
れた後に、第2冷却水タンク91内の圧力が降下する時
期が来るのでその時期には、冷却水プール90内の冷却
水は、第1配管94を通って第1冷却水タンク92内に
流れ落ちて第1冷却水タンク92内に冷却水が満水に近
い状態となる。
After the injection of water from the second cooling water tank 91 is started, a time comes when the pressure in the second cooling water tank 91 decreases. At that time, the cooling water in the cooling water pool 90 is discharged. The cooling water flows down into the first cooling water tank 92 through the one pipe 94, and the cooling water in the first cooling water tank 92 becomes almost full.

【0122】第2冷却水タンク91から原子炉圧力容器
1内への冷却水の注水が進んで、更に原子炉圧力容器1
内の圧力が低下すると、遂には第1冷却水タンク92か
らの注水圧力が原子炉圧力容器1内の圧力を上回ること
と成り、第1逆止弁98が開く。
The injection of cooling water from the second cooling water tank 91 into the reactor pressure vessel 1 proceeds, and the reactor pressure vessel 1
When the internal pressure decreases, the water injection pressure from the first cooling water tank 92 eventually exceeds the pressure in the reactor pressure vessel 1, and the first check valve 98 opens.

【0123】このため、第2配管93内に残留している
第2冷却水タンク91からの冷却水とともに第1冷却水
タンク92内の冷却水は第3配管96と第2配管93と
を通って原子炉圧力容器1内に注水される。第1冷却水
タンク92からの注水状態は図6に示されている。
For this reason, the cooling water in the first cooling water tank 92 together with the cooling water from the second cooling water tank 91 remaining in the second pipe 93 passes through the third pipe 96 and the second pipe 93. And water is injected into the reactor pressure vessel 1. The state of water injection from the first cooling water tank 92 is shown in FIG.

【0124】第1冷却水タンク92と第2冷却水タンク
91とからの原子炉圧力容器1内への注水が終わると、
第1冷却水タンク92内と第2冷却水タンク91内との
冷却水は、図7のように空と成る。
When the injection of water from the first cooling water tank 92 and the second cooling water tank 91 into the reactor pressure vessel 1 is completed,
The cooling water in the first cooling water tank 92 and the second cooling water tank 91 becomes empty as shown in FIG.

【0125】第2冷却水タンク91から原子炉圧力容器
1内への注水開始タイミングは、第2冷却水タンク91
内にはドライウエル11内の圧力に加えて第1冷却水タ
ンク92と冷却水プール90との両冷却水との位置エネ
ルギーの差に相当する圧力が加えられて注水圧力とされ
ているから、第8a図中の実線曲線で示される従来の重
力落下式注水系の注水圧力特性よりも注水圧力を高めて
事故が生じてからより早い時点、即ち原子炉圧力容器1
内の圧力がより高圧な時点から冷却水の注水を開始出
来、その注水量を時間の経過に応じて示すと、第8b図
中の点線で示す必要注水流量にたいして一点鎖線に示す
ようになる。
The timing of starting water injection from the second cooling water tank 91 into the reactor pressure vessel 1 is determined by the second cooling water tank 91.
In addition to the pressure in the dry well 11, a pressure corresponding to the difference in potential energy between the cooling water in the first cooling water tank 92 and the cooling water in the cooling water pool 90 is applied, and the pressure is set as the injection pressure. 8a, the injection pressure is higher than the injection pressure characteristic of the conventional gravity drop type injection system shown by the solid line curve in FIG.
Injection of cooling water can be started at a point in time when the pressure in the inside is higher, and when the amount of injected water is shown as time elapses, it becomes as shown by a dashed line with respect to a required injection flow rate shown by a dotted line in FIG. 8b.

【0126】逆に、第1冷却水タンク92から原子炉圧
力容器1内への注水開始タイミングは、第1冷却水タン
ク92が従来の重力落下式注水系の冷却水貯蔵プールよ
りも低い位置に有るから、第1冷却水タンク92の注水
圧力は従来の重力落下式注水系の注水圧力よりも低く、
第8a図中の二点鎖線の注水特性の如く従来の重力落下
式注水系の注水開始タイミングよりもより低圧側、即ち
遅い側にシフトしている。このため、第1冷却水タンク
92の注水流量は第8b図中の二点鎖線で示すように、
従来の重力落下式注水系によるよりも事故からより遅い
時間帯にまで注水し続けられ、従来の重力落下式注水系
の如く短時間に必要注水流量を大幅に超える流量を注水
してしまい効率が悪い結果を生じることが無い。
Conversely, the timing of starting water injection from the first cooling water tank 92 into the reactor pressure vessel 1 is such that the first cooling water tank 92 is at a position lower than the cooling water storage pool of the conventional gravity drop type water injection system. Therefore, the injection pressure of the first cooling water tank 92 is lower than the injection pressure of the conventional gravity drop type injection system,
As shown by the two-dot chain line in FIG. 8A, the water pressure is shifted to a lower pressure side, that is, a later side than the water injection start timing of the conventional gravity drop type water injection system. For this reason, as shown by the two-dot chain line in FIG.
Water can continue to be injected from the accident to a later time than with the conventional gravity drop type water injection system, and the flow rate significantly exceeds the required water flow rate in a short time as with the conventional gravity drop type water injection system, resulting in lower efficiency. No bad results.

【0127】本発明の原理による重力落下式注水系で
は、従来の重力落下式注水装置と比較して事故から冷却
水の注水までの時間を短縮できる。これは、冷却水プー
ル90の設置位置を見かけ上高くすることと等価で、従
来の重力落下式注水系と比較して、同じ注水性能を得る
ために必要な冷却水プール90設置高さを低くできるの
で、原子炉格納容器10の高さを大幅に短縮できること
になる。さらには、注水時間帯を高圧側と低圧側との両
側へ拡大して長時間にわたる冷却水の注水作用が得られ
る。
In the gravity drop type water injection system according to the principle of the present invention, the time from the accident to the injection of cooling water can be reduced as compared with the conventional gravity drop type water injection device. This is equivalent to making the installation position of the cooling water pool 90 seemingly higher, and the installation height of the cooling water pool 90 required to obtain the same water injection performance is lower than that of the conventional gravity drop type water injection system. Therefore, the height of the containment vessel 10 can be significantly reduced. Further, by extending the water injection time zone to both the high pressure side and the low pressure side, it is possible to obtain a long-time cooling water injection action.

【0128】このような原理は、図9に示すように、第
1配管94の第1冷却水タンク92内に入っている部分
をU字状に曲げて端部を上向きにする構成によって、第
1冷却水タンク92内の冷却水中に第1配管94下端を
水没させなくとも第1冷却水タンク92内の気相が第1
配管94を通じて冷却水プール90側へぬけることを阻
止することによっても成立する。
This principle is based on a configuration in which the portion of the first pipe 94 that is contained in the first cooling water tank 92 is bent into a U-shape so that the end is directed upward, as shown in FIG. Even if the lower end of the first pipe 94 is not submerged in the cooling water in the first cooling water tank 92, the gas phase in the first cooling water tank 92 is
This is also established by preventing the cooling water pool 90 from passing through the pipe 94.

【0129】図1に示された冠水系は、重力落下式注水
系による注水が成されて原子炉圧力容器1内の圧力が、
サプレッションプール12の水位によって決まる冠水系
の注水圧を下回ると、冠水系逆止弁85が開いてサプレ
ッションプール12内の冷却水が冠水系配管84を通じ
て原子炉圧力容器1内に注水される。
In the flooding system shown in FIG. 1, water is injected by a gravity drop type water injection system, and the pressure in the reactor pressure vessel 1 is increased.
When the water level falls below the water injection pressure determined by the water level of the suppression pool 12, the flooded check valve 85 opens and the cooling water in the suppression pool 12 is injected into the reactor pressure vessel 1 through the flooded piping 84.

【0130】重力落下式注水系から原子炉圧力容器1内
への注水冷却水の一部は蒸気状態あるいは液体状態のま
まドライウエル11内に漏出してドライウエル11下部
やサプレッションプール12内に溜る。サプレッション
プール12内に溜った冷却水は冠水系で再度原子炉圧力
容器1内に注水されて、原子炉の炉心2の冷却に供せら
れる。
A part of the cooling water injected into the reactor pressure vessel 1 from the gravity drop type water injection system leaks into the dry well 11 in a vapor state or a liquid state and accumulates in the lower part of the dry well 11 and in the suppression pool 12. . The cooling water accumulated in the suppression pool 12 is again poured into the reactor pressure vessel 1 in a flooded system, and is used for cooling the reactor core 2.

【0131】このようにして原子炉圧力容器1内は事故
後に長時間にわたり冷却される。
Thus, the inside of the reactor pressure vessel 1 is cooled for a long time after the accident.

【0132】即ち、従来の重力落下式注水系における冷
却水プールからの注水の場合は、最初にドライウェル内
の圧力と冷却水プールの注水静水頭の和が原子炉圧力容
器1内の圧力より大となった時点から、全ての冷却水が
一度に注水され余分の冷却水は破断口から流出してしま
う。これに対して、本実施例の重力落下式注水系では、
原子炉圧力容器1内の圧力の低下にしたがって自動的に
注水圧力と冷却水タンクとを切り替えて注水継続が可能
で、事故後早期から長期にわたる冷却水の注水が可能で
あって、図8a,図8bで実線にて表示した従来の重力
落下式注水系の注水特性を利用した場合よりも長期の冷
却を可能にし、事故後の安全性が向上する。
That is, in the case of water injection from the cooling water pool in the conventional gravity drop type water injection system, first, the sum of the pressure in the dry well and the water injection head of the cooling water pool is higher than the pressure in the reactor pressure vessel 1. From the point in time when the cooling water becomes large, all the cooling water is injected at once, and the excess cooling water flows out from the break. In contrast, in the gravity drop type water injection system of the present embodiment,
As the pressure in the reactor pressure vessel 1 decreases, the water injection pressure and the cooling water tank are automatically switched to continue the water injection, and the cooling water can be injected for a long time from the early stage after the accident. This makes it possible to perform cooling for a longer time than in the case of using the water injection characteristics of the conventional gravity drop type water injection system indicated by a solid line in FIG. 8B, and improves safety after an accident.

【0133】また、冷却水プール90,第1冷却水タン
ク92及び第2冷却水タンク91の容量とそれぞれの設
置高さを決定することにより注水流量の制御が可能で、
炉心2の崩壊熱発生に対応する炉心冷却に必要な冷却水
量を適切に注水することができるので、冷却水プール9
0、各冷却水タンク91,92の容量を最適化できて格
納容器容積を減少することができる。
Further, by determining the capacities of the cooling water pool 90, the first cooling water tank 92, and the second cooling water tank 91 and their installation heights, it is possible to control the water injection flow rate.
Since the amount of cooling water required for core cooling corresponding to the generation of decay heat of the core 2 can be appropriately injected, the cooling water pool 9
0. The capacity of each cooling water tank 91, 92 can be optimized, and the volume of the storage container can be reduced.

【0134】また、第2冷却水タンク91には、冷却水
プール90と第1冷却水タンク92との間での冷却水の
位置エネルギーが圧力に変換されて印加されているか
ら、第2冷却水タンク91の設置位置を高い位置に移動
させること無く注水圧力を高めることが出来る。このた
め、重力落下注水系の注水圧力を高めるに際して原子炉
格納容器の高さを高める必要が無く、原子炉設備の経済
性が向上する。
Further, since the potential energy of the cooling water between the cooling water pool 90 and the first cooling water tank 92 is converted into pressure and applied to the second cooling water tank 91, The water injection pressure can be increased without moving the installation position of the water tank 91 to a higher position. Therefore, it is not necessary to increase the height of the containment vessel when increasing the injection pressure of the gravity drop injection system, and the economical efficiency of the reactor equipment is improved.

【0135】第2実施例は、図2に示されている。第2
実施例は次に説明するとおりである。
The second embodiment is shown in FIG. Second
Examples are as described below.

【0136】第2実施例は、第1実施例の構成を一部変
更して構成されている。その一部変更された構成を以下
に説明する。そして他部は第1実施例と同じであるので
説明を省略する。
The second embodiment is configured by partially changing the configuration of the first embodiment. The partially modified configuration will be described below. The other parts are the same as those of the first embodiment, and the description is omitted.

【0137】原子炉格納容器内のコンクリート構造物1
6の上部には、冷却水第2プール130が冷却水プール
90と同じ高さにおいて設けられている。冷却水プール
90と冷却水第2プール130との間は気密に区画され
ている。その冷却水プール90の気相部はドライウエル
連通路104を通じてドライウエル内の圧力と同一とさ
れている。同様に、冷却水第2プール130も気相部が
ドライウエル第2連通路134を通じてドライウエル1
1内の圧力と同一の圧力に維持される。
Concrete Structure 1 in PCV
6, a cooling water second pool 130 is provided at the same height as the cooling water pool 90. The cooling water pool 90 and the cooling water second pool 130 are airtightly partitioned. The gas phase of the cooling water pool 90 is made the same as the pressure inside the dry well through the dry well communication passage 104. Similarly, in the cooling water second pool 130, the gas phase also passes through the dry well 1
1 is maintained at the same pressure.

【0138】冷却水第2プール130の底には、冷却水
第2プール130内の冷却水を受け入れるように注水配
管123の上端入り口が接続される。この注水配管12
3の下端出口は原子炉圧力容器1内と連通するように原
子炉圧力容器1に接続される。
The lower end of the second cooling water pool 130 is connected to the upper end inlet of the water injection pipe 123 so as to receive the cooling water in the second cooling water pool 130. This water injection pipe 12
3 is connected to the reactor pressure vessel 1 so as to communicate with the inside of the reactor pressure vessel 1.

【0139】注水配管123の途中部分には、冷却水第
2プール130よりに注水開閉弁122が、原子炉圧力
容器1よりに注水逆止弁124が備えられる。その注水
逆止弁124は、冷却水第2プール130から原子炉圧
力容器1内方向への流れを許容し、その逆方向の流れを
阻止するように逆止方向を設定してある。
In the middle of the water injection pipe 123, a water injection opening / closing valve 122 is provided from the second cooling water pool 130, and a water injection check valve 124 is provided from the reactor pressure vessel 1. The water check valve 124 is set to have a check direction so as to allow a flow from the second cooling water pool 130 into the reactor pressure vessel 1 and prevent the flow in the reverse direction.

【0140】第2実施例の構成で、冷却水喪失事故を生
ずると、第1実施例と同様な機能が得られるが、そのほ
かに、次のような機能が付加される。
In the configuration of the second embodiment, when a cooling water loss accident occurs, the same functions as those of the first embodiment can be obtained, but the following functions are additionally provided.

【0141】即ち、事故時における冷却水第2プール1
30から原子炉圧力容器1内側への注水圧力は、図8a
中の実線で示すものと同じである。このために、第1開
閉弁100と第2開閉弁99を開く時点で注水開閉弁1
22も開いておくと、事故時には、第2冷却水タンク9
1から原子炉圧力容器1内への注水が開始された後であ
って、第1冷却水タンク92から原子炉圧力容器1内へ
の注水が開始される以前に、第1冷却水タンク92より
も高所に有る冷却水第2プール130内の冷却水が図8
b中の実線で示す様に原子炉圧力容器1内に注水され
る。重力落下注水系からの注水の後には、冠水系からの
注水が成されて長期の注水が継続される。このような注
水機能によれば、第2冷却水タンク91からの注水と第
1冷却水タンク92からの注水との切り替え時点で、注
水流量が一時的に必要注水流量を下回ることが有って
も、そのことを冷却水第2プール130からの注水によ
り補完することが出来る。その上、第1冷却水タンク9
2又は第2冷却水タンク91から、あるいはそれら両タ
ンクから原子炉圧力容器1内への注水が弁の故障や配管
の破断等で成され無かった場合にも、冷却水第2プール
130から原子炉圧力容器1内の注水により冷却機能を
得ることが出来る。
That is, the second cooling water pool 1 at the time of the accident
The injection pressure from 30 into the reactor pressure vessel 1 is shown in FIG.
It is the same as that shown by the solid line in the middle. Therefore, when the first on-off valve 100 and the second on-off valve 99 are opened, the water injection on-off valve 1 is opened.
22 is also opened, in the event of an accident, the second cooling water tank 9
1 after the water injection into the reactor pressure vessel 1 is started and before the water injection from the first cooling water tank 92 into the reactor pressure vessel 1 is started. FIG. 8 shows the cooling water in the second pool 130 which is located at a high altitude.
Water is injected into the reactor pressure vessel 1 as shown by the solid line in FIG. After water injection from the gravity drop water injection system, water injection from the flooded water system is performed, and long-term water injection is continued. According to such a water injection function, at the time of switching between water injection from the second cooling water tank 91 and water injection from the first cooling water tank 92, the water injection flow rate may temporarily fall below the required water injection flow rate. However, this can be complemented by water injection from the second cooling water pool 130. In addition, the first cooling water tank 9
Even if the injection of water from the second or second cooling water tank 91 or both tanks into the reactor pressure vessel 1 is not performed due to a valve failure, a pipe break, or the like, the cooling water second pool 130 does not A cooling function can be obtained by injecting water into the furnace pressure vessel 1.

【0142】第2実施例では、冷却水プール90と冷却
水第2プール130とを区画したが、区画しなくともよ
い。
In the second embodiment, the cooling water pool 90 and the cooling water second pool 130 are partitioned, but they need not be partitioned.

【0143】第3実施例は、図3に示されている。第3
実施例は、第2実施例の構成を一部変更して構成されて
いる。その一部変更された構成を以下に説明する。そし
て他部は第2実施例と同じであるので説明を省略する。
The third embodiment is shown in FIG. Third
The embodiment is configured by partially changing the configuration of the second embodiment. The partially modified configuration will be described below. The other parts are the same as those of the second embodiment, and the description is omitted.

【0144】冷却水第2プール130は冷却水プール9
0及びドライウエル11とから気密に隔離されている。
その冷却水第2プール130の気相部はベント管136
により原子炉建屋200の外の外界と連通されている。
The cooling water second pool 130 is the cooling water pool 9
0 and the dry well 11 are hermetically isolated.
The gas phase portion of the cooling water second pool 130 is provided with a vent pipe 136.
Thereby, it communicates with the outside world outside the reactor building 200.

【0145】その冷却水第2プール130の冷却水中に
は、凝縮器135が内蔵されている。その凝縮器135
の内側と主蒸気配管3との内側とは、凝縮器配管139
により連通接続されている。その凝縮器配管139の途
中には凝縮器開閉弁137が備わる。
In the cooling water of the second pool 130, a condenser 135 is incorporated. The condenser 135
And the inside of the main steam pipe 3 are connected to the condenser pipe 139.
Are connected to each other. A condenser open / close valve 137 is provided in the middle of the condenser pipe 139.

【0146】凝縮器135の内側であって凝縮水が溜る
部位とサプレッションプール12水中とは凝縮水配管1
38により連通してある。
The inside of the condenser 135 where the condensed water accumulates and the water in the suppression pool 12 are connected to the condensed water pipe 1
It communicates by 38.

【0147】第3実施例によれば、第2実施例による機
能の他に、次の機能が追加できる。即ち、冷却水漏洩事
故が生じると、凝縮器開閉弁137を遠隔操作により開
く。その遠隔操作を行うために凝縮器開閉弁137は電
動式弁とし、遠隔地点から電動式弁の開閉制御を行える
ようにする。
According to the third embodiment, the following functions can be added in addition to the functions according to the second embodiment. That is, when a coolant leakage accident occurs, the condenser on-off valve 137 is opened by remote control. In order to perform the remote operation, the condenser opening / closing valve 137 is an electric valve, so that the opening / closing control of the electric valve can be performed from a remote point.

【0148】事故後に凝縮器開閉弁137が開くと、原
子炉圧力容器1内の高温高圧な蒸気は主蒸気配管3か
ら、凝縮器配管139を通って凝縮器135内に入り、
冷却水第2プール130内の冷却水により冷却されて凝
縮器135内で凝縮する。その凝縮作用により冷却水第
2プール130内の冷却水は加熱されて蒸発する。その
蒸発蒸気はベント管136を通って外界へ排出される。
When the condenser on-off valve 137 is opened after the accident, the high-temperature and high-pressure steam in the reactor pressure vessel 1 enters the condenser 135 from the main steam pipe 3 through the condenser pipe 139.
The cooling water is cooled by the cooling water in the second pool 130 and condensed in the condenser 135. The cooling water in the cooling water second pool 130 is heated and evaporated by the condensation action. The evaporated vapor is discharged to the outside through the vent pipe 136.

【0149】凝縮器135内に溜った凝縮水は凝縮水配
管138内を降下してサプレッションプール12内に排
出され、新たに凝縮器135内に入ってきた蒸気を凝縮
可能としている。
The condensed water accumulated in the condenser 135 descends through the condensed water pipe 138 and is discharged into the suppression pool 12, so that the steam newly entering the condenser 135 can be condensed.

【0150】このような凝縮器135による原子炉圧力
容器1内からの蒸気の凝縮が成されると、事故後の原子
炉圧力容器1内の圧力が、凝縮器135が追加されてい
ない構成のものにくらべて、迅速に低下させることが出
来る。
When the steam is condensed from the reactor pressure vessel 1 by the condenser 135, the pressure in the reactor pressure vessel 1 after the accident is reduced to a configuration in which the condenser 135 is not added. It can be reduced more quickly than things.

【0151】原子炉圧力容器1内の圧力が第1実施例や
第2実施例よりも迅速に低下するから、第2冷却水タン
ク91や第1冷却水タンク92の冷却水や蒸発せずに冷
却水がまだ冷却水第2プール130に残存している場合
にはその冷却水第2プール130内の冷却水が事故後か
ら原子炉圧力容器1内へ注水開始される迄の時間が、第
1実施例や第2実施例に比較して、短縮されて、早期冷
却に効果的である。第4実施例は、図10,図11a,
図11bに示されている。第4実施例は、第1実施例の
重力落下式注水系の構成を一部変更して構成されてい
る。その一部変更された構成を以下に説明する。そして
他部は第1実施例と同じであるので説明を省略する。
Since the pressure in the reactor pressure vessel 1 decreases more rapidly than in the first and second embodiments, the cooling water in the second cooling water tank 91 and the first cooling water tank 92 does not evaporate. If the cooling water still remains in the cooling water second pool 130, the time from when the cooling water in the second cooling water pool 130 starts to be injected into the reactor pressure vessel 1 after the accident is equal to Compared to the first embodiment and the second embodiment, the length is shortened and effective for early cooling. The fourth embodiment is shown in FIGS.
This is shown in FIG. 11b. The fourth embodiment is configured by partially changing the configuration of the gravity drop type water injection system of the first embodiment. The partially modified configuration will be described below. The other parts are the same as those of the first embodiment, and the description is omitted.

【0152】重力落下式注水系は以下に説明する構成を
備えている。すなわち、原子炉格納容器10内のドライ
ウエル11に開放されている冷却水プール90とその冷
却水プール90よりも低い位置に配備された第1冷却水
タンク92とは第1配管94により連通されている。第
1配管94の下端は、第1冷却水タンク92内の冷却水
中に浸されている。第1冷却水タンク92内と原子炉圧
力容器1内とは第3配管96で連通されている。その第
3配管96の途中には第1冷却水タンク92よりに第1
開閉弁100が、原子炉圧力容器1よりに第1逆止弁9
8が装備されている。
The gravity drop type water injection system has the configuration described below. That is, the cooling water pool 90 opened to the dry well 11 in the reactor containment vessel 10 and the first cooling water tank 92 provided at a position lower than the cooling water pool 90 are communicated by the first pipe 94. ing. The lower end of the first pipe 94 is immersed in the cooling water in the first cooling water tank 92. The inside of the first cooling water tank 92 and the inside of the reactor pressure vessel 1 are communicated by a third pipe 96. In the middle of the third pipe 96, the first cooling water tank 92
The on-off valve 100 is provided between the reactor pressure vessel 1 and the first check valve 9.
8 are equipped.

【0153】第2冷却水タンク91が冷却水プール90
と同じ高さに配備されている。第2冷却水タンク91と
原子炉圧力容器1内とは第2配管93で連通されてお
り、その第2配管93の途中には第2冷却水よりに第2
開閉弁99が、原子炉圧力容器1よりに第2逆止弁97
が備えられている。
The second cooling water tank 91 has a cooling water pool 90.
It is deployed at the same height as. The second cooling water tank 91 and the inside of the reactor pressure vessel 1 are communicated with each other by a second pipe 93.
The on-off valve 99 is provided between the reactor pressure vessel 1 and the second check valve 97.
Is provided.

【0154】第3冷却水タンク117が冷却水プール9
0と同じ高さに配備されている。第4冷却水タンク11
4が第1冷却水タンク92と同じ高さに配備されてい
る。第1冷却水タンク92内の気相部は第3冷却水タン
ク117内の気相部と均圧化第1配管116で連通され
ている。第3冷却水タンク117内の冷却水は第4冷却
水タンク114内の冷却水と第4配管118で連通して
いる。第4配管118は、下端が第4冷却水タンク11
4内の冷却水中に浸されている。
The third cooling water tank 117 is provided in the cooling water pool 9.
It is deployed at the same height as 0. Fourth cooling water tank 11
4 is provided at the same height as the first cooling water tank 92. The gas phase in the first cooling water tank 92 is communicated with the gas phase in the third cooling water tank 117 by the first pressure equalizing pipe 116. The cooling water in the third cooling water tank 117 communicates with the cooling water in the fourth cooling water tank 114 via a fourth pipe 118. The lower end of the fourth pipe 118 is the fourth cooling water tank 11.
4 is immersed in the cooling water.

【0155】第4冷却水タンク114内の気相部は第2
冷却水タンク91内の気相部と均圧化第2配管95で連
通されている。又、第4冷却水タンク114内の冷却水
は原子炉圧力容器1内と第5配管119で連通されてい
る。その第5配管119の途中には、第4冷却水タンク
114よりに第3開閉弁203が、原子炉圧力容器1よ
りに第3逆止弁204が装備されている。
The gas phase in the fourth cooling water tank 114 is
The gas pressure section in the cooling water tank 91 is communicated with the pressure equalizing second pipe 95. The cooling water in the fourth cooling water tank 114 is communicated with the inside of the reactor pressure vessel 1 by a fifth pipe 119. In the middle of the fifth pipe 119, a third on-off valve 203 is provided from the fourth cooling water tank 114, and a third check valve 204 is provided from the reactor pressure vessel 1.

【0156】第1逆止弁98,第2逆止弁97,第3逆
止弁204ともに原子炉圧力容器1内方向への流れを許
容してその逆方向の流れを阻止するように逆止方向を定
められている。
The first check valve 98, the second check valve 97, and the third check valve 204 all check to allow the flow in the reactor pressure vessel 1 and prevent the flow in the reverse direction. The direction is determined.

【0157】本実施例の構造により、第1冷却水タンク
92には第1配管94を通して冷却水プール90水面か
ら第1冷却水タンク92内の水位にわたる水頭圧力がか
かり、第3冷却水タンク117には均圧化第1配管11
6を通して第1冷却水タンク92の圧力がかかる。その
圧力に加えて第4冷却水タンク114内には第4配管1
18を通して第3冷却水タンク117内の水位から第4
冷却水タンク114内の水位にわたる水頭圧力がかか
り、この第4冷却水タンク114内の圧力は、均圧化第
2配管95を通して第2冷却水タンク91内にかかる。
According to the structure of this embodiment, a head pressure from the water surface of the cooling water pool 90 to the water level in the first cooling water tank 92 is applied to the first cooling water tank 92 through the first pipe 94, and the third cooling water tank 117 Has a first pressure equalizing pipe 11
The pressure of the first cooling water tank 92 is applied through 6. In addition to the pressure, the fourth piping 1
18 to the fourth cooling water tank 117 from the water level
A head pressure over the water level in the cooling water tank 114 is applied, and the pressure in the fourth cooling water tank 114 is applied to the second cooling water tank 91 through the equalizing second pipe 95.

【0158】このため、第2冷却水タンク91から原子
炉圧力容器1内への事故時の注水圧力は、第2冷却水タ
ンク91内の水位と第2配管93の原子炉圧力容器1内
への注水口の間の水頭と冷却水プール90水面と第1冷
却水タンク92内の水位の間の水頭と第3冷却水タンク
117内の水位と第4冷却水タンク114内の水位の間
の水頭の和となる。
For this reason, the injection pressure from the second cooling water tank 91 into the reactor pressure vessel 1 at the time of the accident is determined by the water level in the second cooling water tank 91 and the reactor pressure vessel 1 in the second pipe 93. Between the water head between the water inlet, the water level in the cooling water pool 90, the water level in the first cooling water tank 92, the water level in the third cooling water tank 117, and the water level in the fourth cooling water tank 114. The sum of the head.

【0159】これにより、第1実施例の重力落下式注水
系における事故時の注水圧力と比較して、本実施例の注
水圧力は大幅に増加する。
As a result, the injection pressure of the present embodiment is significantly increased as compared with the injection pressure at the time of an accident in the gravity drop type injection system of the first embodiment.

【0160】本実施例において、原子炉が運転されて、
原子炉圧力容器1内の圧力が第2冷却水タンク91から
の注水圧力よりも高くなった時点以降に、第1開閉弁1
00と第2開閉弁99と第3開閉弁203とを開く。
In this embodiment, the reactor is operated and
After the pressure in the reactor pressure vessel 1 becomes higher than the injection pressure from the second cooling water tank 91, the first on-off valve 1
00, the second on-off valve 99 and the third on-off valve 203 are opened.

【0161】冷却水喪失事故が生じると、原子炉圧力容
器1内の圧力が図11a中の点線曲線のように事故後の
時間の経過に従って降下し、逆にドライウエル11内の
圧力が上昇して冷却水プール90内の冷却水水面に加わ
る。
When a cooling water loss accident occurs, the pressure in the reactor pressure vessel 1 decreases as time elapses after the accident, as indicated by the dotted line curve in FIG. 11A, and conversely, the pressure in the dry well 11 increases. And joins the cooling water surface in the cooling water pool 90.

【0162】原子炉圧力容器1内の圧力が第2冷却水タ
ンク91からの注水圧力よりも低くなると、第2逆止弁
97が開いて第2冷却水タンク91内の冷却水が第2配
管93を通じて原子炉圧力容器1内に注入される。注入
特性は、図11a,図11b中の一点鎖線に示すとおりで
ある。この注入に応じて冷却水プール90内の冷却水は
第1配管94を通じて第1冷却水タンク92内に流れ落
ち、第3冷却水タンク117内の冷却水は第4冷却水タ
ンク114内へ第4配管118を通じて流れ落ちる。
When the pressure in the reactor pressure vessel 1 becomes lower than the injection pressure from the second cooling water tank 91, the second check valve 97 is opened and the cooling water in the second cooling water tank 91 is supplied to the second pipe. It is injected into the reactor pressure vessel 1 through 93. The injection characteristics are as shown by the alternate long and short dash line in FIGS. 11A and 11B. In response to this injection, the cooling water in the cooling water pool 90 flows down into the first cooling water tank 92 through the first pipe 94, and the cooling water in the third cooling water tank 117 flows into the fourth cooling water tank 114. It flows down through the pipe 118.

【0163】さらに原子炉圧力容器1内の圧力が低下す
ると、第1逆止弁98と第2逆止弁97とが開いて、第
1冷却水タンク92内と第5冷却水タンク内との各冷却
水が第3配管96ないしは第5配管119を通して原子
炉圧力容器1内に注入される。その注入特性は、図11
a,図11b中の二点鎖線に示すとおりである。
When the pressure in the reactor pressure vessel 1 further decreases, the first check valve 98 and the second check valve 97 open, and the communication between the first cooling water tank 92 and the fifth cooling water tank is started. Each cooling water is injected into the reactor pressure vessel 1 through the third pipe 96 or the fifth pipe 119. The injection characteristics are shown in FIG.
a, as shown by the two-dot chain line in FIG. 11b.

【0164】本実施例では、冷却水プール90と第2冷
却水タンク91の間に、第3冷却水タンク117と第4
冷却水タンク114との2個のタンクを追加した構成を
示したが、同様にして更にたの多くの冷却水タンクを本
実施例のように直列に接続して採用することも考えられ
る。この考えに選れば、更なる注水圧力の増加が望め
る。第1冷却水タンク92を第4冷却水タンク114よ
り低い位置に設置するか、あるいは第4冷却水タンク1
14を第1冷却水タンク92より低い位置に設置すれ
ば、第1冷却水タンク92からの注水開始タイミングと
第4冷却水タンク114からの注水タイミングとを相対
的にずらすことが出来るので、さらに長期の冷却が可能
になり、さらに、各冷却水タンクや冷却水プール90の
容量と設置位置を炉心の崩壊熱発生に対応する炉心冷却
に必要な冷却水量を評価して予め決定しておくことによ
り、複数段階の圧力で適切な流量の冷却水を注水できる
ので、炉心の冷却を効果的に行うことができる。その後
の注水は重力落下注水系に代わって冠水系による注水が
成され、長期にわたる注水が継続する。
In this embodiment, the third cooling water tank 117 and the fourth cooling water tank 91 are located between the cooling water pool 90 and the second cooling water tank 91.
Although a configuration in which two tanks are added to the cooling water tank 114 has been shown, it is also conceivable to employ many more cooling water tanks connected in series as in this embodiment. If you choose this idea, you can expect a further increase in water injection pressure. The first cooling water tank 92 is installed at a position lower than the fourth cooling water tank 114, or the fourth cooling water tank 1
If the pump 14 is installed at a position lower than the first cooling water tank 92, the timing of starting water injection from the first cooling water tank 92 and the timing of water injection from the fourth cooling water tank 114 can be relatively shifted. Long-term cooling is possible, and the capacity and installation position of each cooling water tank and cooling water pool 90 must be determined in advance by evaluating the amount of cooling water required for core cooling corresponding to the generation of decay heat of the core. Accordingly, cooling water at an appropriate flow rate can be injected at a plurality of pressure levels, so that the core can be effectively cooled. Subsequent water injection is replaced by a submergence system instead of the gravity drop water injection system, and the long-term water injection continues.

【0165】本実施例によれば、第1実施例により得ら
れる利益に加えて、事故時における重力落下式注水系に
よる原子炉圧力容器1内へのより一層の早期の注水が可
能になるため、原子炉の安全性がさらに向上する。
According to the present embodiment, in addition to the benefits obtained by the first embodiment, it is possible to more quickly inject water into the reactor pressure vessel 1 by the gravity drop type water injection system in the event of an accident. Thus, the safety of the reactor is further improved.

【0166】第4実施例では、第2配管93と第3配管
96と第4配管119との原子炉圧力容器1への接続を
第2配管93と第3配管96と第4配管119とを一本
の配管に統合して接続しているが、第2配管93と第3
配管96と第4配管119とを個別に原子炉圧力容器1
へ互いに独立して接続することによりその一本の配管部
分での不具合により原子炉圧力容器1内への重力落下式
注水系からの注水が全く成されなくなることを第2配管
93と第3配管96と第4配管119とを原子炉圧力容
器1まで互いに独立した注水流路とすることで回避する
ことが可能である。
In the fourth embodiment, the connection of the second pipe 93, the third pipe 96, and the fourth pipe 119 to the reactor pressure vessel 1 is performed by connecting the second pipe 93, the third pipe 96, and the fourth pipe 119 to each other. Although integrated and connected to one pipe, the second pipe 93 and the third
The pipe 96 and the fourth pipe 119 are individually connected to the reactor pressure vessel 1
The second pipe 93 and the third pipe 93 are connected independently of each other to prevent the water injection from the gravity drop type water injection system into the reactor pressure vessel 1 from being performed at all due to a defect in one of the pipes. This can be avoided by making the water injection passage 96 and the fourth pipe 119 independent of each other up to the reactor pressure vessel 1.

【0167】第5実施例の構成は図12に示されてい
る。
The structure of the fifth embodiment is shown in FIG.

【0168】第5実施例では、第1実施例の構成を一部
変更しており、他部の構成は第1実施例と同じである。
その変更した構成につき以下に説明する。
In the fifth embodiment, the configuration of the first embodiment is partially changed, and the configuration of the other parts is the same as that of the first embodiment.
The modified configuration will be described below.

【0169】第1実施例では二系統の重力落下式注水系
が示されているが、その重力落下式注水系を三系統分原
子炉格納容器内に格納する。重力落下式注水系の各系統
を便宜上、系統A,系統B,系統Cという。各系統の第
2冷却水タンク91と冷却水プール90とは図12のよ
うに周方向に分散して配備される。各系統を互いに独立
させるために、冷却水プール90は仕切板120により
仕切られている。
In the first embodiment, two gravity drop type water injection systems are shown. However, the gravity drop type water injection system is housed in a three-system reactor container. Each system of the gravity drop type water injection system is referred to as system A, system B, and system C for convenience. As shown in FIG. 12, the second cooling water tank 91 and the cooling water pool 90 of each system are distributed and provided in the circumferential direction. The cooling water pool 90 is partitioned by a partition plate 120 to make each system independent.

【0170】重力落下式注水系の系統A,系統B,系統
Cの各系統における第1冷却水タンク92を各系統ごと
に異なる高さに設置する。このことにより、各系統にお
ける第1冷却水タンク92内の冷却水が有する位置エネ
ルギーを相互に異ならしめて注水圧力を多様化できるの
で、原子炉圧力容器1内の圧力変化に対応して適切な注
水が可能になる。
The first cooling water tanks 92 in the systems A, B and C of the gravity drop type water injection system are installed at different heights for each system. Thereby, the potential energy of the cooling water in the first cooling water tank 92 in each system can be made different from each other to diversify the water injection pressure, so that appropriate water injection can be performed according to the pressure change in the reactor pressure vessel 1. Becomes possible.

【0171】一例として、第1冷却水タンク92の設置
高さを系統C,系統B,系統Aの順に高くすることによ
り、第2冷却水タンク91の注水圧力を系統A,系統
B,系統Cの順に高くし、各系統の第1冷却水タンク9
2の注水圧力を図13aのごとくに系統C、系統B、系
統Aの順に高くした場合を示す。
As an example, by increasing the installation height of the first cooling water tank 92 in the order of the system C, the system B, and the system A, the injection pressure of the second cooling water tank 91 is increased in the systems A, B, and C. , And the first cooling water tank 9 of each system
13 shows a case where the water injection pressure is increased in the order of the system C, the system B, and the system A as shown in FIG. 13A.

【0172】このような一例では、冷却水喪失事故後の
原子炉圧力容器1内の圧力の低下にしたがって、注水圧
力の高さに応じて本実施例の系統Aの第2冷却水タンク
91,系統Bの第2冷却水タンク91,系統Cの第2冷
却水タンク91,系統Cの第1冷却水タンク92,系統
Bの第1冷却水タンク92,系統Aの第1冷却水タンク
92の冷却水が図13bのように順次、原子炉圧力容器
1内に注水される。
In such an example, as the pressure in the reactor pressure vessel 1 decreases after the loss of cooling water, the second cooling water tank 91, The second cooling water tank 91 of the system B, the second cooling water tank 91 of the system C, the first cooling water tank 92 of the system C, the first cooling water tank 92 of the system B, and the first cooling water tank 92 of the system A Cooling water is sequentially injected into the reactor pressure vessel 1 as shown in FIG.

【0173】この場合、炉心の崩壊熱発生に対応する炉
心冷却に必要な冷却水量を評価して、各系統の容量と設
置位置を決定しておくことにより、複数段階の圧力で適
切な流量の冷却水を注水できるので、炉心の冷却を効果
的に行うことができる。その後の注水は重力落下注水系
に代わって冠水系による注水が成され、長期にわたる注
水が継続する。
In this case, the amount of cooling water necessary for cooling the core corresponding to the generation of decay heat of the core is evaluated, and the capacity and installation position of each system are determined. Since the cooling water can be injected, the core can be cooled effectively. Subsequent water injection is replaced by a submergence system instead of the gravity drop water injection system, and the long-term water injection continues.

【0174】本実施例によれば、第1実施例よりも事故
時における重力落下式注水系による原子炉圧力容器1内
への長期にわたる注水が可能になり、原子炉の安全性が
さらに向上する。
According to the present embodiment, it is possible to inject water into the reactor pressure vessel 1 for a longer period of time by the gravity drop type water injection system at the time of an accident than in the first embodiment, and the safety of the reactor is further improved. .

【0175】第6実施例は図14に示されている。第6
実施例は、第1実施例に新たな構成を追加した内容であ
る。追加された構成は以下のとおりである。
A sixth embodiment is shown in FIG. Sixth
The second embodiment is different from the first embodiment in that a new configuration is added. The added configuration is as follows.

【0176】すなわち、第1蓄圧注水系と第2蓄圧注水
系とが第1実施例に追加されている。
That is, a first accumulator water injection system and a second accumulator water injection system are added to the first embodiment.

【0177】第1蓄圧注水系は、原子炉格納容器10内
の運転階30に設置された第1蓄圧注水タンク111
と、第1蓄圧注水タンク111から第2配管93の途中
部分に接続された第1蓄圧注水配管110と、その第1
蓄圧注水配管110の途中に装備された第1蓄圧注水開
閉弁108と、同じく第1蓄圧注水開閉弁108よりも
原子炉圧力容器1よりの第1蓄圧注水配管110途中に
備えられた第1蓄圧注水逆止弁109とから構成されて
いる。
The first accumulator injection system includes a first accumulator injection tank 111 installed on the operation floor 30 in the reactor containment vessel 10.
A first accumulator injection pipe 110 connected from the first accumulator injection tank 111 to an intermediate portion of the second pipe 93;
A first accumulating water injection opening / closing valve 108 provided in the middle of the pressure accumulating water injection pipe 110, and a first accumulator provided in the first accumulating water injection pipe 110 from the reactor pressure vessel 1 similarly to the first accumulating water injection opening / closing valve 108. And a water injection check valve 109.

【0178】第2蓄圧注水系は、原子炉格納容器10内
の運転階30に設置された第2蓄圧注水タンク20と、
第2蓄圧注水タンク20から原子炉圧力容器1内に接続
された第2蓄圧注水配管24と、その第2蓄圧注水配管
24の途中に装備された第2蓄圧注水開閉弁81と、同
じく第2蓄圧注水開閉弁81よりも原子炉圧力容器1よ
りの第2蓄圧注水配管24途中に備えられた第2蓄圧注
水逆止弁26とから構成されている。
The second accumulator injection system includes a second accumulator injection tank 20 installed on the operation floor 30 in the containment vessel 10.
A second accumulator injection pipe 24 connected from the second accumulator injection tank 20 into the reactor pressure vessel 1, a second accumulator injection opening / closing valve 81 provided in the middle of the second accumulator injection pipe 24, and a second The second pressure accumulation water injection check pipe 26 is provided in the second pressure accumulation water injection pipe 24 from the reactor pressure vessel 1 rather than the pressure accumulation water injection opening / closing valve 81.

【0179】第1蓄圧注水タンク111と第2蓄圧注水
タンク20とには冷却水が蓄えられている。第1蓄圧注
水タンク111と第2蓄圧注水タンク20とには重力落
下式注水系の注水圧力よりも高い圧力のガスが充填して
加えられている。そして、第1蓄圧注水タンク111内
には第2蓄圧注水タンク20内の圧力よりも高い圧力が
かけられている。
Cooling water is stored in the first pressure accumulation water injection tank 111 and the second pressure accumulation water injection tank 20. The first pressure accumulation water injection tank 111 and the second pressure accumulation water injection tank 20 are filled with gas having a pressure higher than the water injection pressure of the gravity drop type water injection system. Then, a pressure higher than the pressure in the second pressure accumulation water injection tank 20 is applied to the first pressure accumulation water injection tank 111.

【0180】本実施例では、原子炉を運転して原子炉圧
力容器1内の圧力が第1蓄圧注水タンク111内の圧力
よりも高くなった以降において第1蓄圧注水開閉弁10
8と第2蓄圧注水開閉弁81とを開く。
In this embodiment, after the reactor is operated and the pressure in the reactor pressure vessel 1 becomes higher than the pressure in the first accumulator injection tank 111, the first accumulator injection valve 10 is opened.
8 and the second accumulator water injection on-off valve 81 are opened.

【0181】冷却水喪失事故を起こすと、原子炉圧力容
器1内の圧力が事故後の時間の経過と共に低下する。原
子炉圧力容器1内の圧力が第1蓄圧注水タンク111内
の圧力よりも低下すると、重力落下式注水系による注水
作用に先立って、第1蓄圧注水逆止弁109が開き、第
1蓄圧注水タンク111内の冷却水が第1蓄圧注水配管
110を通って原子炉圧力容器1内へ注水される。
When a cooling water loss accident occurs, the pressure in the reactor pressure vessel 1 decreases with the passage of time after the accident. When the pressure in the reactor pressure vessel 1 becomes lower than the pressure in the first pressure-accumulating water injection tank 111, the first pressure-accumulating water injection check valve 109 is opened and the first pressure-accumulating water injection is performed prior to the water injection operation by the gravity drop type water injection system. Cooling water in the tank 111 is injected into the reactor pressure vessel 1 through the first accumulator injection pipe 110.

【0182】さらに事故後の時間が経過してさらに原子
炉圧力容器1内の圧力が低下すると、第2蓄圧注水逆止
弁26が開いて第2蓄圧注水タンク20内の冷却水が第
2蓄圧注水配管24内を通して原子炉圧力容器1内へ注
水される。
When the pressure in the reactor pressure vessel 1 further decreases after a lapse of time after the accident, the second pressure accumulating water injection check valve 26 is opened, and the cooling water in the second pressure accumulating water injection tank 20 is discharged to the second accumulator. Water is injected into the reactor pressure vessel 1 through the water injection pipe 24.

【0183】さらに事故後の時間が経過してさらに原子
炉圧力容器1内の圧力が低下して、原子炉圧力容器1内
の圧力が重力落下式注水系の注水圧力よりも低下する
と、初めて重力落下式注水系による原子炉圧力容器1内
への注水が開始される。その重力落下注水系の注水の様
子は第1実施例と同じである。
Further, when the pressure in the reactor pressure vessel 1 further drops after the time after the accident and the pressure in the reactor pressure vessel 1 becomes lower than the injection pressure of the gravity drop type water injection system, the gravity Water injection into the reactor pressure vessel 1 by the falling water injection system is started. The state of water injection in the gravity drop water injection system is the same as in the first embodiment.

【0184】本実施例の全体の注水特性を示すと、図1
6a,図16bのとおりとなる。
FIG. 1 shows the overall water injection characteristics of this embodiment.
6a and FIG. 16b.

【0185】このような注水特性によれば、重力落下式
注水系では注水出来ない事故後まもない時点の原子炉圧
力容器1内への注水が可能となり、その後の注水は重力
落下注水系からの注水によって成され、その後に冠水系
による注水が成され、事故後間もない時点から長期にわ
たる注水が継続する。
According to such water injection characteristics, water injection into the reactor pressure vessel 1 at a point immediately after the accident, which cannot be performed by the gravity drop type water injection system, becomes possible. After the accident, water injection will be performed by the flooding system, and water injection for a long time will continue shortly after the accident.

【0186】第7実施例は、図15に示されている。第
7実施例は、鉄筋コンクリート構造物16で原子炉格納
容器が構成されている。その原子炉格納容器内には、ド
ライウエル11とウエットウエル13とが区画され、両
区画はベント管14で連通されている。ウエットウエル
13内には冷却水が入れられており、サプレッションプ
ール12とされる。そのサプレッションプール12の冷
却水中にベント管14の出口が開かれている。
A seventh embodiment is shown in FIG. In the seventh embodiment, a reinforced concrete structure 16 constitutes a containment vessel. In the reactor containment vessel, a dry well 11 and a wet well 13 are sectioned, and both sections are communicated with a vent pipe 14. Cooling water is contained in the wet well 13 and serves as the suppression pool 12. The outlet of the vent pipe 14 is opened in the cooling water of the suppression pool 12.

【0187】ドライウエル11内には、炉心2を内蔵し
た原子炉圧力容器1が配備されている。その原子炉圧力
容器1内には冷却水が入れられており、インターナルポ
ンプ106により原子炉圧力容器1内の冷却水は駆動さ
れて炉心2内を通過することが出来る。炉心2内を通過
した冷却水は炉心2からの熱により加熱されて高温高圧
の蒸気となり主蒸気配管3を通過して発電機を回転させ
るためのタービンへそのタービンの回転駆動エネルギー
源として供給される。その供給路が主蒸気配管3であっ
て、その主蒸気配管3は原子炉圧力容器1から鉄筋コン
クリート構造物16を貫通して外部へだされている。給
水配管4はタービンで使用された蒸気が復水器で液体状
に戻されたその液体を冷却水として原子炉圧力容器1内
に戻すための配管であって、鉄筋コンクリート構造物1
6を貫通して原子炉圧力容器1内と接続されている。主
蒸気配管3や給水配管4には事故時にそれらの配管を閉
鎖する隔離弁が備わる。
In the dry well 11, a reactor pressure vessel 1 containing a reactor core 2 is provided. Cooling water is put in the reactor pressure vessel 1, and the cooling water in the reactor pressure vessel 1 is driven by the internal pump 106 and can pass through the core 2. The cooling water passing through the reactor core 2 is heated by heat from the reactor core 2 and becomes high-temperature and high-pressure steam, passes through the main steam pipe 3, and is supplied to a turbine for rotating a generator as a rotation driving energy source for the turbine. You. The supply passage is a main steam pipe 3, and the main steam pipe 3 extends from the reactor pressure vessel 1 through the reinforced concrete structure 16 to the outside. The water supply pipe 4 is a pipe for returning the liquid used by the steam used in the turbine to the liquid state by the condenser and returning the liquid as cooling water into the reactor pressure vessel 1.
6 and connected to the inside of the reactor pressure vessel 1. The main steam pipe 3 and the water supply pipe 4 are provided with isolation valves for closing those pipes in the event of an accident.

【0188】主蒸気配管3には自動減圧系が接続され
る。自動減圧系は、主蒸気配管3内とサプレッションプ
ール12の冷却水中とを連通する自動減圧系配管143
とその自動減圧系配管143の途中に装備された自動減
圧弁23とからなる。
The main steam pipe 3 is connected to an automatic pressure reducing system. The automatic pressure-reducing system includes an automatic pressure-reducing system pipe 143 that communicates between the main steam pipe 3 and the cooling water of the suppression pool 12.
And an automatic pressure reducing valve 23 provided in the middle of the automatic pressure reducing pipe 143.

【0189】原子炉格納容器10内には、炉心2よりも
上方の位置に重力落下式注水系が配備される。重力落下
式注水系は、原子炉格納容器10の上部に環状に配備さ
れた冷却水プール90と、冷却水プール90の気相部を
ドライウエル11内に連通するドライウエル連通路10
4と、冷却水プール90の内側に環状に配備された第2
冷却水タンク91と、冷却水プール90や第2冷却水タ
ンク91よりも低い位置に環状に配備された第1冷却水
タンク92と、冷却水プール90内の冷却水と第1冷却
水タンク92内の冷却水とを連通する第1配管94と、
第1冷却水タンク92と第2冷却水タンク91との各気
相間を連通する均圧化配管95と、第2冷却水タンク9
1内の冷却水と原子炉圧力容器1内とを連通する第2配
管93と、第2配管93の途中に装備された第2開閉弁
99と、第2開閉弁99よりも原子炉圧力容器1よりの
第2配管93途中部位に装備されて原子炉圧力容器1か
ら第2冷却水タンク91側への流れを阻止するように逆
止方向を設定した第2逆止弁97と、第1冷却水タンク
92内の冷却水と第2配管93の途中とを連通する第3
配管96と、第3配管96の途中に装備された第1開閉
弁100と、第2配管93と第1開閉弁100との途中
にある第3配管96に装備されて原子炉力容器から第1
冷却水タンク92方向への流れを阻止するように逆止方
向を設定した第1逆止弁98とから構成されている。
In the containment vessel 10, a gravity drop type water injection system is provided at a position above the reactor core 2. The gravity drop type water injection system includes a cooling water pool 90 annularly disposed above the reactor containment vessel 10, and a dry well communication passage 10 for communicating a gas phase portion of the cooling water pool 90 into the dry well 11.
4 and a second annularly disposed inside the cooling water pool 90.
A cooling water tank 91, a first cooling water tank 92 annularly disposed at a position lower than the cooling water pool 90 and the second cooling water tank 91, a cooling water in the cooling water pool 90 and a first cooling water tank 92. A first pipe 94 that communicates with the cooling water inside,
A pressure equalizing pipe 95 communicating between the gas phases of the first cooling water tank 92 and the second cooling water tank 91;
A second pipe 93 for communicating the cooling water in the reactor 1 with the inside of the reactor pressure vessel 1, a second on-off valve 99 provided in the middle of the second pipe 93, and a reactor pressure vessel higher than the second on-off valve 99 A second check valve 97 which is provided in the middle part of the second pipe 93 from the first and has a check direction set so as to prevent the flow from the reactor pressure vessel 1 to the second cooling water tank 91 side; A third connecting the cooling water in the cooling water tank 92 with the middle of the second pipe 93.
A pipe 96, a first on-off valve 100 provided in the middle of the third pipe 96, and a third pipe 96 provided in the middle of the second pipe 93 and the first on-off valve 100 are provided from the reactor power vessel to 1
And a first check valve 98 whose check direction is set so as to prevent the flow toward the cooling water tank 92.

【0190】原子炉圧力容器1内には、さらに、第1蓄
圧注水系と第2蓄圧注水系との2系統の蓄圧注水系が配
備されている。
In the reactor pressure vessel 1, two accumulator injection systems, a first accumulator injection system and a second accumulator injection system, are further provided.

【0191】第1蓄圧注水系は、ドライウエル11内に
設置された第1蓄圧注水タンク111と、第1蓄圧注水タ
ンク111から第2配管93の途中部分に接続された第
1蓄圧注水配管110と、その第1蓄圧注水配管110
の途中に装備された第1蓄圧注水開閉弁108と、同じ
く第1蓄圧注水開閉弁108よりも原子炉圧力容器1よ
りの第1蓄圧注水配管110途中に備えられた第1蓄圧
注水逆止弁109とから構成されている。
The first accumulator injection system includes a first accumulator injection tank 111 installed in the dry well 11, and a first accumulator injection pipe 110 connected from the first accumulator injection tank 111 to an intermediate portion of the second pipe 93. And the first accumulator injection pipe 110
A first accumulating water injection opening / closing valve 108 provided in the middle of the first pressure accumulating water injection opening / closing valve 108, and a first accumulating water injection check valve provided in the first accumulating water injection pipe 110 from the reactor pressure vessel 1 more than the first accumulating water injection opening / closing valve 108 109.

【0192】第2蓄圧注水系は、ドライウエル11内に
設置された第2蓄圧注水タンク20と、第2蓄圧注水タ
ンク20から原子炉圧力容器1内に接続された第2蓄圧
注水配管24と、その第2蓄圧注水配管24の途中に装
備された第2蓄圧注水開閉弁81と、同じく第2蓄圧注
水開閉弁81よりも原子炉圧力容器1よりの第2蓄圧注
水配管24途中に備えられた第2蓄圧注水逆止弁26と
から構成されている。第1蓄圧注水タンク111と第2
蓄圧注水タンク20とには冷却水が蓄えられている。第
1蓄圧注水タンク111と第2蓄圧注水タンク20とに
は重力落下式注水系の注水圧力よりも高い圧力が加えら
れている。そして、第1蓄圧注水タンク111内には第
2蓄圧注水タンク20内の圧力よりも高い圧力がかけら
れている。
The second accumulator injection system includes a second accumulator injection tank 20 installed in the dry well 11, and a second accumulator injection pipe 24 connected from the second accumulator injection tank 20 to the reactor pressure vessel 1. A second pressure accumulation water injection opening / closing valve 81 provided in the middle of the second pressure accumulation water injection pipe 24, and a second pressure accumulation water injection pipe 24 from the reactor pressure vessel 1 more than the second pressure accumulation water injection opening / closing valve 81. And a second accumulator water injection check valve 26. The first accumulator water injection tank 111 and the second
Cooling water is stored in the pressure accumulating water injection tank 20. A pressure higher than the water injection pressure of the gravity drop type water injection system is applied to the first pressure accumulation water injection tank 111 and the second pressure accumulation water injection tank 20. Then, a pressure higher than the pressure in the second pressure accumulation water injection tank 20 is applied to the first pressure accumulation water injection tank 111.

【0193】本実施例では、原子炉を運転して原子炉圧
力容器1内の圧力が重力落下式注水系の注水圧力よりも
高くなった以降に第1開閉弁100と第2開閉弁99と
を開き、原子炉圧力容器1内の圧力が第1蓄圧注水タン
ク111内の圧力よりも高くなった以降において第1蓄
圧注水開閉弁108と第2蓄圧注水開閉弁81とを開
く。
In this embodiment, after the reactor is operated and the pressure in the reactor pressure vessel 1 becomes higher than the injection pressure of the gravity drop type water injection system, the first on-off valve 100 and the second on-off valve 99 Is opened, and after the pressure in the reactor pressure vessel 1 becomes higher than the pressure in the first accumulation water injection tank 111, the first accumulation water injection opening / closing valve 108 and the second accumulation water injection opening / closing valve 81 are opened.

【0194】例えば、主蒸気配管3から蒸気がドライウ
エル11内に漏れて冷却水喪失事故を起こすと、原子炉
圧力容器1内の圧力が低減して逆にドライウエル内の圧
力が上昇する。このために、ドライウエル内の蒸気はベ
ント管を通ってサプレッションプール12内に吹き出さ
れる。その漏洩蒸気はサプレッションプール12内の冷
却水により凝縮される。さらには、自動減圧弁が開いて
自動減圧配管を通じて原子炉圧力容器1内の蒸気がサプ
レッションプール12の冷却水中に排出され、その排出
された蒸気もサプレッションプール12内の冷却水によ
り凝縮される。原子炉圧力容器1内の圧力が事故後の時
間の経過と共に低下するのであるが、原子炉圧力容器1
内の圧力が第1蓄圧注水タンク111内の圧力よりも低
下すると、重力落下式注水系による注水作用に先立っ
て、第1蓄圧注水逆止弁109が開き、第1蓄圧注水タ
ンク111内の冷却水が第1蓄圧注水配管110を通っ
て原子炉圧力容器1内へ注水される。
For example, if steam leaks from the main steam pipe 3 into the dry well 11 and a cooling water loss accident occurs, the pressure in the reactor pressure vessel 1 decreases, and conversely, the pressure in the dry well increases. For this purpose, the steam in the dry well is blown into the suppression pool 12 through the vent pipe. The leaked steam is condensed by the cooling water in the suppression pool 12. Further, the automatic pressure reducing valve is opened, and the steam in the reactor pressure vessel 1 is discharged into the cooling water of the suppression pool 12 through the automatic pressure reducing pipe, and the discharged steam is also condensed by the cooling water in the suppression pool 12. The pressure in the reactor pressure vessel 1 decreases with the passage of time after the accident.
When the pressure in the tank is lower than the pressure in the first accumulating water injection tank 111, the first accumulating water injection check valve 109 is opened and the cooling in the first accumulating water injection tank 111 is performed prior to the water injection operation by the gravity drop type water injection system. Water is injected into the reactor pressure vessel 1 through the first accumulator injection pipe 110.

【0195】さらに事故後の時間が経過してさらに原子
炉圧力容器1内の圧力が低下すると、第2蓄圧注水逆止
弁26が開いて第2蓄圧注水タンク20内の冷却水が第
2蓄圧注水配管24内を通して原子炉圧力容器1内へ注
水される。
When the pressure in the reactor pressure vessel 1 further drops after the time after the accident, the second pressure accumulation water injection check valve 26 is opened, and the cooling water in the second pressure accumulation water injection tank 20 is discharged to the second pressure accumulation water supply tank 20. Water is injected into the reactor pressure vessel 1 through the water injection pipe 24.

【0196】さらに事故後の時間が経過してさらに原子
炉圧力容器1内の圧力が低下して、原子炉圧力容器1内
の圧力が重力落下式注水系の注水圧力よりも低下する
と、初めて重力落下式注水系による原子炉圧力容器1内
への注水が開始される。その重力落下注水系の注水の様
子は第1実施例と同じである。すなわち、まず、第2冷
却水タンク91内の冷却水が第2逆止弁97を通過して
原子炉圧力容器1内に注水開始され、これと同時に冷却
水プール90内の冷却水は第1配管94内を通って第1
冷却水タンク92内に流れ落ちる。その後にさらに原子
炉圧力容器1内圧力が低下するから、第1冷却水タンク
92内の冷却水が第1逆止弁98を通過して原子炉圧力
容器1内へ注水される。
Further, when the pressure in the reactor pressure vessel 1 further decreases after the time after the accident and the pressure in the reactor pressure vessel 1 becomes lower than the injection pressure of the gravity drop type water injection system, gravity occurs for the first time. Water injection into the reactor pressure vessel 1 by the falling water injection system is started. The state of water injection in the gravity drop water injection system is the same as in the first embodiment. That is, first, the cooling water in the second cooling water tank 91 is started to be injected into the reactor pressure vessel 1 through the second check valve 97, and at the same time, the cooling water in the cooling water pool 90 is discharged to the first cooling water pool 90. The first through the pipe 94
It flows down into the cooling water tank 92. Thereafter, since the pressure in the reactor pressure vessel 1 further decreases, the cooling water in the first cooling water tank 92 passes through the first check valve 98 and is injected into the reactor pressure vessel 1.

【0197】本実施例の全体の注水特性を示すと、図1
6a,図16bに類似する。
FIG. 1 shows the overall water injection characteristics of this embodiment.
6a, similar to FIG. 16b.

【0198】第1蓄圧注水タンク111と第2蓄圧注水
タンク20内の冷却水は高圧にて各タンク内に封入され
ているから、重力を利用せずにその冷却水を原子炉圧力
容器1内へ注入できる。そのために、第1蓄圧注水タン
ク111と第2蓄圧注水タンク20とは第6実施例の様
に高い位置に設置せずに第7実施例のように重力落下式
注水系のプールやタンク類よりも低い位置に設置しても
図16a,図16bに類似する注水特性が得られること
となり、第1蓄圧注水タンク111と第2蓄圧注水タン
ク20の配置位置の選択についての自由度が高い。
Since the cooling water in the first pressure accumulation water injection tank 111 and the second pressure accumulation water injection tank 20 is sealed in each tank at a high pressure, the cooling water is supplied to the reactor pressure vessel 1 without using gravity. Can be injected into For this reason, the first pressure accumulation water injection tank 111 and the second pressure accumulation water injection tank 20 are not installed at a high position as in the sixth embodiment, but instead of the gravity-fall type water injection system pools and tanks as in the seventh embodiment. Even if it is installed at a lower position, water injection characteristics similar to those shown in FIGS. 16A and 16B can be obtained, and the degree of freedom in selecting the arrangement positions of the first pressure accumulation water injection tank 111 and the second pressure accumulation water injection tank 20 is high.

【0199】第8実施例を図17に示す。第8実施例
は、第6実施例の構成を一部変更している。一部変更し
た以外の他部は第6実施例と同じである。そこで、ここ
では変更した部分につき以下に説明する。
FIG. 17 shows an eighth embodiment. In the eighth embodiment, the configuration of the sixth embodiment is partially changed. The other parts except for the partial change are the same as the sixth embodiment. Therefore, the changed portion will be described below.

【0200】即ち、第6実施例の第1蓄圧注水系は省略
されて第2蓄圧注水系が採用されている。第2蓄圧注水
系の構成は第6実施例における第2蓄圧注水系と同じで
ある。
That is, the first accumulator water injection system of the sixth embodiment is omitted, and a second accumulator water injection system is employed. The configuration of the second accumulator water injection system is the same as that of the second accumulator water injection system in the sixth embodiment.

【0201】冷却水プール90の気相部は原子炉格納容
器10内の運転階30空間内に孔105で連通してお
り、冷却水プール90水面に加わる圧力は運転階30空
間内の圧力と同じく成るようにされている。
The gas phase of the cooling water pool 90 communicates with the space on the operating floor 30 in the reactor containment vessel 10 through the hole 105. The pressure applied to the water surface of the cooling water pool 90 is equal to the pressure in the space on the operating floor 30. It is also made up.

【0202】冷却水喪失事故後にあっては、運転階30
空間の圧力は、ドライウエル11空間内の圧力よりも若
干低く推移するものであるから、ドライウエル11空間
内と冷却水プール90内の気相部とを連通する方式より
は重力落下式注水系の注水開始は遅くなる傾向がある。
このため、蓄圧注水系と重力落下式注水系との注水の連
続的つながり性を考慮して第2蓄圧注水系の第2蓄圧注
水タンク20内の圧力は第6実施例の場合よりも低くし
ておくことが、無注水期間を無くなすことに有利であ
る。
After the cooling water loss accident, the operation floor 30
Since the pressure in the space changes slightly lower than the pressure in the dry well 11 space, a gravity-drop type water injection system is used instead of a system in which the dry well 11 space communicates with the gas phase in the cooling water pool 90. Start of water injection tends to be late.
For this reason, in consideration of the continuous connection of water injection between the pressure accumulating water injection system and the gravity drop water injection system, the pressure in the second accumulating water injection tank 20 of the second accumulating water injection system is set lower than that in the sixth embodiment. It is advantageous to eliminate the no-water injection period.

【0203】蓄圧注水系による注水開始の後に重力落下
式注水系の注水作用は開始され、重力落下式注水系の注
水作用は第1実施例と同様である。そして、重力落下式
注水系の注水開始の後に冠水系が注水を引継ぎ、事故後
早期の時点から長期の注水を成す。
After the start of water injection by the pressure accumulating water injection system, the water injection operation of the gravity drop type water injection system is started, and the water injection operation of the gravity drop type water injection system is the same as in the first embodiment. Then, after the start of water injection of the gravity drop type water injection system, the flooding system takes over the water injection, and performs long-term water injection from an early point after the accident.

【0204】第9実施例は、第4実施例の構造に第6実
施例の第1蓄圧注水系と第2蓄圧注水系とを原子炉圧力
容器内に接続した例である。この例でも、重力落下式注
水系による注水圧力よりも各蓄圧注水系の注水圧力を高
めてあり、且つ第2蓄圧注水系よりも第1蓄圧注水系の
注水圧力が高くされている。このため、第9実施例によ
れば、注水特性が図18a,図18bのようになる。第
9実施例において、第1冷却水タンクと第4冷却水タン
クとの上下方向の相対的位置をずらせば相対的に低い位
置の冷却水タンクからの注水開始が相対的に高い位置の
冷却水タンクの注水開始よりも遅れるような注水特性と
成って、より一層長期の冷却水注水作用が得られる。
The ninth embodiment is an example in which the first accumulator water injection system and the second accumulator water injection system of the sixth embodiment are connected to the structure of the fourth embodiment in a reactor pressure vessel. Also in this example, the injection pressure of each accumulator injection system is higher than the injection pressure of the gravity drop type injection system, and the injection pressure of the first accumulator injection system is higher than that of the second accumulator injection system. Therefore, according to the ninth embodiment, the water injection characteristics are as shown in FIGS. 18A and 18B. In the ninth embodiment, if the vertical relative positions of the first cooling water tank and the fourth cooling water tank are shifted, the cooling water at the position where the start of water injection from the relatively low cooling water tank is relatively high. Water injection characteristics are delayed from the start of water injection into the tank, so that a longer-term cooling water injection operation can be obtained.

【0205】第10実施例は、第5実施例の構造に第6
実施例の第1蓄圧注水系と第2蓄圧注水系とを原子炉圧
力容器内に接続した例である。この例でも、各系統A,
B,Cの重力落下式注水系による注水圧力よりも各蓄圧
注水系の注水圧力を高めてあり、且つ第2蓄圧注水系よ
りも第1蓄圧注水系の注水圧力が高くされている。この
ため、第9実施例によれば、注水特性が図19a,図1
9bのようになる。第1蓄圧注水系,第2蓄圧注水系,
各系統A,B,Cの各重力落下式注水系は図19a,図
19bのように途中で注水皆無の時期が内容に連続性を
持たせるように注水圧力と注水冷却水の貯蓄流量が決め
られる。このため、第10実施例では、事故後の早期の
冷却水注水と長期にわたる冷却水の注水作用が間断無く
得られる上、複数段階での圧力で適切な流量の冷却水を
原子炉圧力容器内に注水できて、注水効率がよい。
The tenth embodiment is different from the fifth embodiment in the sixth embodiment.
It is an example in which the first pressure accumulation water injection system and the second pressure accumulation water injection system of the embodiment are connected in a reactor pressure vessel. Also in this example, each system A,
The water injection pressure of each accumulator water injection system is higher than the water injection pressure of the gravity drop water injection system of B and C, and the water injection pressure of the first accumulator water injection system is higher than that of the second accumulator water injection system. For this reason, according to the ninth embodiment, the water injection characteristics are as shown in FIGS.
9b. 1st accumulator water injection system, 2nd accumulator water injection system,
In each of the systems A, B, and C, the gravity drop type water injection system is configured such that the water injection pressure and the storage flow rate of the cooling water are determined so as to provide continuity in the time when there is no water injection in the middle as shown in FIGS. 19a and 19b. Can be For this reason, in the tenth embodiment, the cooling water injection operation early after the accident and the cooling water injection operation for a long time can be obtained without interruption, and the cooling water having an appropriate flow rate at a plurality of stages of pressure is supplied into the reactor pressure vessel. Water can be injected into the water efficiently.

【0206】第11実施例は、図20に示されている。
第11実施例は、第1実施例と第2実施例と第3実施例
とにおける重力落下式注水系の一部を変更したものであ
って、その他の構造と作用は第1実施例と第2実施例と
第3実施例とにおける構造と作用と同じである。そこ
で、ここでは重力落下式注水系の変更部分について説明
する。
The eleventh embodiment is shown in FIG.
The eleventh embodiment is a modification of the first embodiment, the second embodiment, and the third embodiment in which a part of the gravity drop type water injection system is changed, and other structures and operations are the same as those of the first embodiment. The structure and operation in the second embodiment and the third embodiment are the same. Therefore, here, the changed part of the gravity drop type water injection system will be described.

【0207】重力落下式注水系の冷却水プールは密閉化
されて冷却水貯蔵タンク102とされている。この冷却
水貯蔵タンク102内の冷却水は、第1配管94により
第1冷却水タンク92内の冷却水中に連通されている。
冷却水貯蔵タンク102内の気相部分は、第1均圧化配
管101により原子炉圧力容器内に連通されている。そ
の第1均圧化配管101の途中には第1均圧化開閉弁1
03が備えられている。
The cooling water pool of the gravity drop type water injection system is sealed to form a cooling water storage tank 102. The cooling water in the cooling water storage tank 102 is communicated with the cooling water in the first cooling water tank 92 by the first pipe 94.
The gas phase portion in the cooling water storage tank 102 is connected to the reactor pressure vessel by the first pressure equalization pipe 101. In the middle of the first pressure equalizing pipe 101, a first pressure equalizing on-off valve 1 is provided.
03 is provided.

【0208】その他の構成は、第1実施例と第2実施例
と第3実施例とのいずれかの構造と同じである。
The other structure is the same as that of any of the first, second and third embodiments.

【0209】第11実施例では、冷却水喪失事故を生じ
たら、第1均圧化開閉弁103を開いて原子炉圧力容器
1内の圧力と冷却水貯蔵プール102内の圧力とを均等
にする。
In the eleventh embodiment, if a cooling water loss accident occurs, the first pressure equalizing on-off valve 103 is opened to equalize the pressure in the reactor pressure vessel 1 and the pressure in the cooling water storage pool 102. .

【0210】このようにすると、事故後のドライウエル
11空間内の圧力よりも冷却水貯蔵プール102内の圧
力が高く維持されるから、ドライウエル11内の圧力を
冷却水プール内に加える第1実施例と第2実施例と第3
実施例中の重力落下式注水系よりも事故後早期に原子炉
圧力容器1内への注水が行える。
In this manner, since the pressure in the cooling water storage pool 102 is maintained higher than the pressure in the space of the dry well 11 after the accident, the first pressure applied in the dry well 11 to the cooling water pool is maintained. Example, second example and third example
Water injection into the reactor pressure vessel 1 can be performed earlier after the accident than in the gravity drop type water injection system in the embodiment.

【0211】第12実施例は、図21に示されている。
第12実施例は、第1実施例と第2実施例と第3実施例
とにおける重力落下式注水系の一部を変更したものであ
って、その他の構造と作用は第1実施例と第2実施例と
第3実施例とのいずれかの実施例における構造と作用と
に同じである。そこで、ここでは重力落下式注水系の変
更部分について説明する。
The twelfth embodiment is shown in FIG.
The twelfth embodiment is a modification of the first embodiment, the second embodiment, and the third embodiment, in which a part of the gravity drop type water injection system is changed, and other structures and operations are the same as those of the first embodiment. The structure and operation in any one of the second embodiment and the third embodiment are the same. Therefore, here, the changed part of the gravity drop type water injection system will be described.

【0212】第1実施例と第2実施例と第3実施例とに
おける冷却水プールとそれに隣接する第2冷却水タンク
とは金属製ライナーを内側に施したコンクリート壁によ
り囲われているが、本実施例では、冷却水プールとそれ
に隣接する第2冷却水タンクとを一つの冷却水プールと
し、その一部を第2冷却水タンクとすべく、冷却水プー
ルの一部を注水圧力に耐え得る強度を持った金属製壁に
より囲んで冷却水プールの一部にプール密閉部107を
構成し、冷却水プールとそれに隣接する第2冷却水タン
クとを区画する金属製ライナーを内側に施したコンクリ
ート壁を無くしてコストの低減を計ったものである。冷
却水プールの一部に構成したプール密閉部107には第
2冷却水タンクとしての機能を持つように、重力落下式
注水系の第2配管93と均圧化配管95とが接続され、
冷却水プールの他部には、第1冷却水タンク92と連通
する第1配管94が接続されている。
In the first, second, and third embodiments, the cooling water pool and the second cooling water tank adjacent thereto are surrounded by a concrete wall provided with a metal liner on the inside. In this embodiment, the cooling water pool and the second cooling water tank adjacent thereto are formed as one cooling water pool, and a part of the cooling water pool withstands the injection pressure so that a part of the cooling water pool becomes the second cooling water tank. A pool sealing portion 107 is formed in a part of the cooling water pool surrounded by a metal wall having the obtained strength, and a metal liner for partitioning the cooling water pool and the second cooling water tank adjacent thereto is provided inside. The cost was reduced by eliminating the concrete wall. A second pipe 93 of the gravity drop type water injection system and a pressure equalizing pipe 95 are connected to the pool sealed portion 107 formed as a part of the cooling water pool so as to have a function as a second cooling water tank,
A first pipe 94 communicating with the first cooling water tank 92 is connected to the other part of the cooling water pool.

【0213】第13実施例は、図22に示されている。
第12実施例は、第1実施例と第2実施例と第3実施例
とにおける重力落下式注水系の一部を変更したものであ
って、その他の構造と作用は第1実施例と第2実施例と
第3実施例とのいずれかの実施例における構造と作用と
に同じである。そこで、ここでは重力落下式注水系の変
更部分について説明する。
The thirteenth embodiment is shown in FIG.
The twelfth embodiment is a modification of the first embodiment, the second embodiment, and the third embodiment, in which a part of the gravity drop type water injection system is changed, and other structures and operations are the same as those of the first embodiment. The structure and operation in any one of the second embodiment and the third embodiment are the same. Therefore, here, the changed part of the gravity drop type water injection system will be described.

【0214】第1実施例と第2実施例と第3実施例とに
おける重力落下式注水系の第2配管93と第3配管96
とは原子炉格納容器10内へ独立して接続されている。
The second pipe 93 and the third pipe 96 of the gravity drop type water injection system in the first, second and third embodiments.
Are independently connected into the reactor containment vessel 10.

【0215】このために、第2配管93と第3配管96
とのいずれか一方における弁類の不具合や配管破断等に
よりその一方から原子炉圧力容器1内への冷却水の注水
が不能になっても他の一方からの冷却水の注水が可能で
あるから、重力落下式注水系から原子炉圧力容器1内へ
の注水がまったく途絶えるという致命的な事象が生じに
くい。
For this reason, the second pipe 93 and the third pipe 96
Even if it is impossible to inject cooling water into the reactor pressure vessel 1 from one of them due to failure of valves or pipe breakage in either one, it is possible to inject cooling water from the other one A fatal event that water injection from the gravity drop type water injection system into the reactor pressure vessel 1 is completely stopped hardly occurs.

【0216】第14実施例は、図23に示されている。
第14実施例は第1実施例に示された構成に新たな構成
を追加した内容である。
The fourteenth embodiment is shown in FIG.
The fourteenth embodiment is a content obtained by adding a new configuration to the configuration shown in the first embodiment.

【0217】以下に追加した内容について説明する。The added contents will be described below.

【0218】原子炉格納容器10の内壁面に接するウェ
ットウェル13内に連通孔18よりも高い位置であって
外周プール15の水面の高さに相当する位置に水平な仕
切板141を原子炉格納容器10内壁面とその内側のコ
ンクリート構造物16の間に設ける。
The horizontal partition plate 141 is placed in the wet well 13 in contact with the inner wall surface of the reactor containment vessel 10 at a position higher than the communication hole 18 and at a position corresponding to the height of the water surface of the outer peripheral pool 15. It is provided between the inner wall surface of the container 10 and the concrete structure 16 inside it.

【0219】仕切板141の下方と仕切板141の上方
のウェットウェルの各気相部を第1連通配管140で連
通し、仕切板141の上方のウェットウェルの気相部と
サプレッションプール12内の冷却水中とを第2連通配
管142で連通する。
[0219] The gas phase portions of the wet well above the partition plate 141 and the wet well above the partition plate 141 are communicated by the first communication pipe 140, and the gas phase portion of the wet well above the partition plate 141 and the inside of the suppression pool 12 are connected. The cooling water is communicated with the second communication pipe 142.

【0220】他の構成は第1実施例と同じである。The other structure is the same as that of the first embodiment.

【0221】この構成によれば、第1実施例による作用
に加えて、冷却水喪失事故後にウェットウェル13内に
蓄積する不凝縮気体が、比重が軽いため仕切板141の
上方のウェットウェルに蒸気と共に第1連通配管140
を通じて流入する。これとともに、仕切板141の上方
のウェットウェルに存在する蒸気は、原子炉格納容器1
0の壁面が空冷されることにより間接的に冷却されて凝
縮し、その凝縮液滴は液体として第2連通配管142を
通じてサプレッションプール12内に流下する。
According to this structure, in addition to the operation of the first embodiment, the non-condensable gas accumulated in the wet well 13 after the loss of the cooling water is vaporized in the wet well above the partition plate 141 due to its low specific gravity. With the first communication pipe 140
Inflow through. At the same time, the steam present in the wet well above the partition plate 141 is released from the reactor containment vessel 1
The 0 wall is indirectly cooled and condensed by air cooling, and the condensed droplets flow down into the suppression pool 12 through the second communication pipe 142 as liquid.

【0222】これにより、ウエットウエル13内の蒸気
圧力分圧が減少して圧力が低下する。これとともに、サ
プレッションプール12内に凝縮して流下した液体によ
ってサプレッションプール12内の冷却水が撹拌されて
原子炉格納容器10内壁面に接して外周プール15へ伝
達されて原子炉格納容器10内から除熱される熱量が増
加し、これによってもサプレッションプール12の冷却
水水温が低下して圧力も減少する。
As a result, the steam pressure partial pressure in the wet well 13 decreases, and the pressure decreases. At the same time, the cooling water in the suppression pool 12 is stirred by the liquid that has condensed and flowed down into the suppression pool 12, is in contact with the inner wall surface of the reactor containment vessel 10, is transmitted to the outer peripheral pool 15, and is discharged from the reactor containment vessel 10 The amount of heat to be removed increases, which also lowers the temperature of the cooling water in the suppression pool 12 and reduces the pressure.

【0223】これによって、原子炉圧力容器1内の圧力
と原子炉格納容器10内の圧力との差を大きくして自動
減圧系による原子炉圧力容器1内の圧力の減圧が促進さ
れ、第2冷却水タンク91から原子炉圧力容器1内への
冷却水注水が早期に可能になる。
As a result, the difference between the pressure in the reactor pressure vessel 1 and the pressure in the reactor containment vessel 10 is increased, and the pressure in the reactor pressure vessel 1 is reduced by the automatic pressure reducing system. Cooling water can be injected from the cooling water tank 91 into the reactor pressure vessel 1 at an early stage.

【0224】第15実施例は図24に示されている。第
15実施例は、第2実施例中の冷却水第2プール130
を注水水源とする重力落下式注水系の代わりに図24に
示された構成の重力落下式注水系が採用される。その他
の構成は第2実施例の構成と同じである。
The fifteenth embodiment is shown in FIG. The fifteenth embodiment is different from the second embodiment in that the cooling water second pool 130 is used.
Instead of a gravity drop type water injection system using a water injection water source, a gravity drop type water injection system having a configuration shown in FIG. 24 is employed. Other configurations are the same as those of the second embodiment.

【0225】図24に示された重力落下式注水系の構成
とその成す作用は以下のとおりである。
The structure of the gravity drop type water injection system shown in FIG. 24 and the operation performed by the system are as follows.

【0226】即ち、原子炉格納容器10内であって、炉
心より上方に冷却水貯蔵タンク130を設ける。冷却水貯
蔵タンク130には冷却水貯蔵タンク130内の圧力が
設定圧力になるとその冷却水貯蔵タンク130内の気相
部からドライウエル11内にその圧力を逃す安全弁14
6を排圧制限手段として設ける。その安全弁146が開
く設定圧力は、冷却水貯蔵タンク130の耐圧限界圧力
とされ、それ以下の圧力は冷却水貯蔵タンク130内に
残るように、冷却水貯蔵タンク130内から外部への排
圧量が安全弁146により制限される。
That is, the cooling water storage tank 130 is provided in the reactor containment vessel 10 and above the reactor core. When the pressure in the cooling water storage tank 130 reaches a set pressure, the cooling water storage tank 130 releases the pressure from the gas phase in the cooling water storage tank 130 into the dry well 11.
6 is provided as exhaust pressure limiting means. The set pressure at which the safety valve 146 is opened is defined as the pressure limit pressure of the cooling water storage tank 130, and a pressure lower than that pressure is discharged from the cooling water storage tank 130 to the outside so as to remain in the cooling water storage tank 130. Is limited by the safety valve 146.

【0227】冷却水貯蔵タンク130とドライウェル1
1を途中に給気逆止弁145を有する給気配管144で
連通する。給気逆止弁145はドライウエル11から冷
却水貯蔵タンク130内への流れを許容し、その逆方向
の流れを阻止するように逆止方向を設定されている。
Cooling water storage tank 130 and dry well 1
1 is communicated with an air supply pipe 144 having an air supply check valve 145 on the way. The air supply check valve 145 is set to have a check direction so as to allow the flow from the dry well 11 into the cooling water storage tank 130 and to prevent the flow in the opposite direction.

【0228】冷却水貯蔵タンク130内と原子炉圧力容
器1内を途中に注水開閉弁205と注水逆止弁124を
有する注水配管123で連通する。注水逆止弁124
は、冷却水貯蔵タンク130から原子炉圧力容器1内方
向への流れを許容し、その逆方向の流れを阻止するよう
に逆止方向を設定する。
The inside of the cooling water storage tank 130 and the inside of the reactor pressure vessel 1 communicate with each other through a water injection pipe 123 having a water injection opening / closing valve 205 and a water injection check valve 124. Water injection check valve 124
Sets the non-return direction so as to allow the flow from the cooling water storage tank 130 into the reactor pressure vessel 1 and prevent the flow in the reverse direction.

【0229】主蒸気配管3に接続された自動減圧系の自
動減圧系配管143の排気口を冷却水貯蔵タンク130
内の冷却水中に水没させておく。
The exhaust port of the automatic pressure reducing system pipe 143 of the automatic pressure reducing system connected to the main steam pipe 3 is connected to the cooling water storage tank 130.
Submerged in the cooling water inside.

【0230】以上の構成において、原子炉が運転され
て、原子炉圧力容器1内の圧力が冷却水貯蔵タンク13
0内の冷却水の原子炉圧力容器1内への流入を阻止でき
るまでに高まった後に、注水開閉弁205を開く。
In the above configuration, when the reactor is operated and the pressure in the reactor pressure vessel 1 is
After the temperature of the cooling water in the chamber 0 has reached a level that can be prevented from flowing into the reactor pressure vessel 1, the water injection on-off valve 205 is opened.

【0231】冷却水喪失事故時には、自動減圧系の自動
減圧弁23が開き、原子炉圧力容器1内の蒸気が自動減
圧系配管143を通って冷却水貯蔵タンク130内の冷
却水中に放出される。冷却水貯蔵タンク130内の冷却
水中に放出された蒸気は冷却水により凝縮されて、その
放出蒸気を含む雰囲気の容積は放出直後に縮小する。そ
のために、その放出蒸気を含む雰囲気の容積を凝縮機能
の無い冷却水貯蔵タンク130内の気相部内に直接放出
するのにくらべて、冷却水貯蔵タンク130の耐圧限界
を低く出来る。冷却水貯蔵タンク130の耐圧限界を低
く出来る事により、コストの低減が成せる。
In the event of a loss of cooling water, the automatic pressure reducing valve 23 of the automatic pressure reducing system is opened, and the steam in the reactor pressure vessel 1 is discharged into the cooling water in the cooling water storage tank 130 through the automatic pressure reducing system piping 143. . The steam released into the cooling water in the cooling water storage tank 130 is condensed by the cooling water, and the volume of the atmosphere containing the released steam is reduced immediately after the release. Therefore, the pressure limit of the cooling water storage tank 130 can be reduced as compared with the case where the volume of the atmosphere containing the released steam is directly discharged into the gas phase portion in the cooling water storage tank 130 having no condensation function. The lowering of the pressure resistance limit of the cooling water storage tank 130 can reduce the cost.

【0232】冷却水貯蔵タンク130内の冷却水中に放
出された蒸気は冷却水により凝縮されて、その凝縮作用
により、冷却水貯蔵タンク130内の冷却水は昇温さ
れ、その冷却水は蒸発蒸気と成って、蒸気圧の増加によ
って冷却水貯蔵タンク130内の圧力が上昇する。
The steam released into the cooling water in the cooling water storage tank 130 is condensed by the cooling water, and the cooling action raises the temperature of the cooling water in the cooling water storage tank 130 by the condensation action. Then, the pressure in the cooling water storage tank 130 increases due to the increase in the vapor pressure.

【0233】冷却水貯蔵タンク130内の圧力と冷却水
貯蔵タンク130内の冷却水面から原子炉圧力容器1内
にわたる静水頭の和が原子炉圧力容器1内の圧力より高
くなると、注水逆止弁124が開き、冷却水貯蔵タンク
130内の冷却水が原子炉圧力容器1内に注水される。
この時の注水圧力は前述の蒸気圧による昇圧がない場合
よりもはるかに高くなるため、原子炉圧力容器1内への
早期の注水が可能になる。
When the sum of the pressure in the cooling water storage tank 130 and the hydrostatic head extending from the surface of the cooling water in the cooling water storage tank 130 to the inside of the reactor pressure vessel 1 becomes higher than the pressure in the reactor pressure vessel 1, a water injection check valve is provided. 124 is opened, and the cooling water in the cooling water storage tank 130 is injected into the reactor pressure vessel 1.
The water injection pressure at this time is much higher than in the case where there is no pressure increase due to the above-mentioned steam pressure, so that water can be injected into the reactor pressure vessel 1 at an early stage.

【0234】図2の第2冷却水タンクから原子炉圧力容
器1内への冷却水の注水開始タイミングよりも図24に
よる重力落下式注水系から原子炉圧力容器1内への注水
開始タイミングを早めるためには、冷却水貯蔵タンク1
30内の圧力が第2冷却水タンク内の圧力よりも高くな
ることが望ましく、そのために冷却水貯蔵タンク130内
の冷却水の貯蔵量や冷却水貯蔵タンク130の大きさが
決められるべきである。
The timing of starting the injection of water from the gravity drop type water injection system into the reactor pressure vessel 1 according to FIG. 24 is earlier than the timing of starting the injection of cooling water from the second cooling water tank into the reactor pressure vessel 1 in FIG. For the cooling water storage tank 1
It is desirable that the pressure in the cooling water tank 30 be higher than the pressure in the second cooling water tank. Therefore, the amount of the cooling water stored in the cooling water storage tank 130 and the size of the cooling water storage tank 130 should be determined. .

【0235】冷却水貯蔵タンク130内の圧力がその冷
却水貯蔵タンク130の耐圧限界を超えようとすると、
安全弁146が開いて冷却水貯蔵タンク130内の圧力
を冷却水貯蔵タンク130外へ逃がして冷却水貯蔵タン
ク130の安全を計る。
If the pressure in the cooling water storage tank 130 tries to exceed the pressure resistance limit of the cooling water storage tank 130,
The safety valve 146 is opened to release the pressure in the cooling water storage tank 130 to the outside of the cooling water storage tank 130 to measure the safety of the cooling water storage tank 130.

【0236】冷却水貯蔵タンク130内の冷却水が原子
炉圧力容器1内へ注水されると、冷却水貯蔵タンク13
0内の冷却水水位が低下して冷却水貯蔵タンク130内
の圧力が低下傾向を示すようになると、給気逆止弁14
5が開いてドライウエル11内の雰囲気が給気配管14
4内を通って冷却水貯蔵タンク130内に給気され、冷
却水貯蔵タンク130内の負圧傾向を抑制する。冷却水
貯蔵タンク130からの注水開始の後に第2実施例の重
力落下式注水系が注水を開始し、その後に冠水系が注水
開始する。
When the cooling water in the cooling water storage tank 130 is injected into the reactor pressure vessel 1, the cooling water storage tank 13
When the cooling water level in the cooling water storage tank 130 decreases and the pressure in the cooling water storage tank 130 starts to decrease, the air supply check valve 14
5 is opened and the atmosphere in the dry well 11 is changed to the air supply pipe 14.
Air is supplied into the cooling water storage tank 130 through the inside of the cooling water storage 4, and the tendency of negative pressure in the cooling water storage tank 130 is suppressed. After the start of water injection from the cooling water storage tank 130, the gravity drop type water injection system of the second embodiment starts water injection, and thereafter, the flooding system starts water injection.

【0237】その他の内容は第2実施例と同じである。The other contents are the same as in the second embodiment.

【0238】第16実施例は図25に示されている。第
16実施例は、第15実施例を一部変更したものであ
り、その他の部分は第15実施例と同じである。以下
に、一部変更部分の内容につき説明する。
The sixteenth embodiment is shown in FIG. The sixteenth embodiment is a partial modification of the fifteenth embodiment, and the other parts are the same as the fifteenth embodiment. Hereinafter, the content of the partially changed portion will be described.

【0239】冷却水貯蔵タンク130内の冷却水中に
は、その冷却水に接して凝縮器135が配備される。凝
縮器135の内部と自動減圧配管143の排気口とが接
続される。
In the cooling water in the cooling water storage tank 130, a condenser 135 is provided in contact with the cooling water. The inside of the condenser 135 and the exhaust port of the automatic pressure reducing pipe 143 are connected.

【0240】凝縮器135内の凝縮液貯留領域には戻し
配管138の上端が接続され、その戻し配管138の下
端はサプレッションプール12内の冷却水中に置かれ
る。
The upper end of the return pipe 138 is connected to the condensate storage area in the condenser 135, and the lower end of the return pipe 138 is placed in the cooling water in the suppression pool 12.

【0241】その他の構成は第15実施例と同じであ
る。
The other construction is the same as that of the fifteenth embodiment.

【0242】本実施例では、冷却水喪失事故後に、原子
炉圧力容器1内の高温高圧な蒸気が主蒸気配管3と自動
減圧弁23と自動減圧配管143とを通じて凝縮器13
5内に流入する。凝縮器135内に流入した蒸気は凝縮
器135の伝熱面を介して冷却水貯蔵タンク130内の
冷却水により冷却されて凝縮する。凝縮器135内で凝
縮して蒸気状態から液体状態に戻されたその液体は、戻
し配管138を通じてサプレッションプール12内へ冷
却水として戻される。
In this embodiment, after the loss of the cooling water, the high-temperature and high-pressure steam in the reactor pressure vessel 1 passes through the main steam pipe 3, the automatic pressure reducing valve 23 and the automatic pressure reducing pipe 143,
5 flows into. The steam flowing into the condenser 135 is cooled by the cooling water in the cooling water storage tank 130 via the heat transfer surface of the condenser 135 and condensed. The liquid condensed in the condenser 135 and returned from the vapor state to the liquid state is returned as cooling water to the suppression pool 12 through the return pipe 138.

【0243】凝縮器135の凝縮作用により凝縮器13
5から冷却水貯蔵タンク130内の冷却水に付与された
熱エネルギーによりその冷却水貯蔵タンク130内の冷
却水が加熱されて冷却水貯蔵タンク130内の蒸気圧が
上昇して冷却水貯蔵タンク130内の圧力が上昇する。
The condensation of the condenser 135 causes the condenser 13
5, the cooling water in the cooling water storage tank 130 is heated by the thermal energy imparted to the cooling water in the cooling water storage tank 130, the vapor pressure in the cooling water storage tank 130 increases, and the cooling water storage tank 130 The pressure inside rises.

【0244】このように冷却水貯蔵タンク130内の圧
力が上昇すると、第15実施例と同様に原子炉圧力容器
1内へ冷却水貯蔵タンク130内の冷却水を早期に注水
することが出来る。
When the pressure in the cooling water storage tank 130 rises in this way, the cooling water in the cooling water storage tank 130 can be quickly injected into the reactor pressure vessel 1 as in the fifteenth embodiment.

【0245】その他の内容は第15実施例と同じであ
る。
The other contents are the same as in the fifteenth embodiment.

【0246】第16実施例では、第15実施例とは異な
って、原子炉圧力容器1内の蒸気を凝縮器135内で凝
縮して、熱エネルギーだけを冷却水貯蔵タンク130内
に付与するから、直接蒸気を冷却水貯蔵タンク130内
に吐き出す第15実施例にくらべて、自動減圧系配管1
43を流れる蒸気量が極端に多い場合の冷却水貯蔵タン
ク130の異常加圧を防止し易い。
In the sixteenth embodiment, unlike the fifteenth embodiment, the steam in the reactor pressure vessel 1 is condensed in the condenser 135 and only heat energy is applied to the cooling water storage tank 130. As compared with the fifteenth embodiment in which the steam is directly discharged into the cooling water storage tank 130,
It is easy to prevent abnormal pressurization of the cooling water storage tank 130 when the amount of steam flowing through 43 is extremely large.

【0247】さらには、原子炉圧力容器1内の蒸気と冷
却水貯蔵タンク130内の冷却水を凝縮器135を介在
して隔離できるので、冷却水貯蔵タンク130を原子炉
格納容器10の外に設置することも可能となり、原子炉
設備の設計の自由度が拡がる。冷却水貯蔵タンク130
を原子炉格納容器10外に設置することも可能となる
と、冷却水貯蔵タンク130の容量をドライウエル11
内の大きさに影響されること無く増加できる。
Furthermore, since the steam in the reactor pressure vessel 1 and the cooling water in the cooling water storage tank 130 can be isolated via the condenser 135, the cooling water storage tank 130 can be separated from the reactor containment vessel 10. Installation becomes possible, and the degree of freedom in the design of reactor equipment is expanded. Cooling water storage tank 130
Can be installed outside the reactor containment vessel 10, the capacity of the cooling water storage tank 130 is reduced to the dry well 11.
Can be increased without being affected by the size of the inside.

【0248】第17実施例は図26に示されている。第
17実施例は、第1実施例の重力落下式注水系を一部変
更したものであって、他部については第1実施例と同じ
である。そのためその一部変更した内容についていかに
説明する。
The seventeenth embodiment is shown in FIG. The seventeenth embodiment is a partial modification of the gravity drop type water injection system of the first embodiment, and the other parts are the same as the first embodiment. Therefore, how the partially changed contents will be described.

【0249】第1実施例の冷却水プールは密閉されて冷
却水タンク102とされる。この冷却水タンク102内
の冷却水中には、自動減圧系配管143の排気口が置か
れている。冷却水タンク102には、安全弁146が備
えられて、この安全弁146を通じて冷却水タンク10
2内の気相部とドライウエル11内とが連通可能であ
る。さらに冷却水タンクには給気逆止弁145が装備さ
れている。
The cooling water pool according to the first embodiment is closed to form a cooling water tank 102. In the cooling water in the cooling water tank 102, an exhaust port of the automatic pressure reducing pipe 143 is provided. The cooling water tank 102 is provided with a safety valve 146.
2 and the inside of the dry well 11 can communicate with each other. Further, the cooling water tank is equipped with an air supply check valve 145.

【0250】給気逆止弁145はドライウエル11内か
ら冷却水タンク102内の流れを許容し、その逆方向の
流れを阻止する逆止方向が設定されている。
The air supply check valve 145 has a check direction which allows the flow from the inside of the dry well 11 into the cooling water tank 102 and prevents the flow in the opposite direction.

【0251】安全弁には、冷却水タンク102の耐圧限
界の圧力で開くように開き動作を行う設定圧が設定され
ている。
The safety valve is set at a set pressure at which the opening operation is performed so that the cooling water tank 102 opens at the pressure of the pressure resistance limit.

【0252】その他の内容は第1実施例と同じである。The other contents are the same as in the first embodiment.

【0253】本実施例では、冷却水喪失事故時には、自
動減圧弁23により原子炉圧力容器1内の蒸気が自動減
圧系配管143を通って冷却水タンク102内の冷却水
中に放出されて、ここで冷却水により凝縮される。これ
により、冷却水タンク102内の冷却水は昇温され、そ
の冷却水タンク102内の蒸気圧の増加によって冷却水
タンク102内の圧力が上昇する。
In the present embodiment, in the event of a cooling water loss accident, the steam in the reactor pressure vessel 1 is released by the automatic pressure reducing valve 23 through the automatic pressure reducing system piping 143 into the cooling water in the cooling water tank 102. Is condensed by cooling water. As a result, the temperature of the cooling water in the cooling water tank 102 increases, and the pressure in the cooling water tank 102 increases due to an increase in the vapor pressure in the cooling water tank 102.

【0254】冷却水タンク102内の圧力と冷却水タン
ク102内の冷却水面から第1冷却水タンク92にわた
る静水頭の和が圧力として第2冷却水タンク91内に加
わる。
The sum of the pressure in the cooling water tank 102 and the sum of the hydrostatic head extending from the cooling water level in the cooling water tank 102 to the first cooling water tank 92 is applied to the second cooling water tank 91 as pressure.

【0255】第2冷却水タンク91から原子炉圧力容器
1内にわたる静水頭と冷却水タンク102内の圧力と冷
却水タンク102内の冷却水面から第1冷却水タンク9
2にわたる静水頭の和が原子炉圧力容器1内の圧力より
高くなると、第2冷却水タンク91内の冷却水が原子炉
圧力容器1内に注水される。
From the hydrostatic head extending from the second cooling water tank 91 to the inside of the reactor pressure vessel 1, the pressure in the cooling water tank 102, and the cooling water level in the cooling water tank 102, the first cooling water tank 9
When the sum of the two hydrostatic heads becomes higher than the pressure in the reactor pressure vessel 1, the cooling water in the second cooling water tank 91 is injected into the reactor pressure vessel 1.

【0256】この時の注水圧力は冷却水タンク内の冷却
水の昇温が無い場合よりもはるかに高くなる。このた
め、原子炉圧力容器1内への早期の冷却水注水が可能に
なる。また、第2冷却水タンク91から原子炉圧力容器
1内への注水が開始されると冷却水タンク102内の冷
却水が第1冷却水タンク92内に落下し、その冷却水も
原子炉圧力容器1内に注水される。
At this time, the injection pressure is much higher than when the temperature of the cooling water in the cooling water tank does not rise. Therefore, it is possible to inject cooling water into the reactor pressure vessel 1 at an early stage. Further, when the injection of water from the second cooling water tank 91 into the reactor pressure vessel 1 is started, the cooling water in the cooling water tank 102 falls into the first cooling water tank 92, and the cooling water is also cooled to the reactor pressure. Water is poured into the container 1.

【0257】第18実施例は図27に示されている。第
18実施例は、第16実施例の構成を一部変更したもの
であり他部は第15実施例と同じである。以下にその一
部変更した内容について説明する。
An eighteenth embodiment is shown in FIG. The eighteenth embodiment is obtained by partially changing the configuration of the sixteenth embodiment, and the other parts are the same as the fifteenth embodiment. The partially changed contents will be described below.

【0258】冷却水貯蔵タンク130には第15実施例
における給気逆止弁145や安全弁146が装備されて
おらず、そのかわりの構成として、タンク呼吸穴147
が開口している。この呼吸穴は147は冷却水貯蔵タン
ク130内の気相部とドライウエル11内とを連通する
ものである。
The cooling water storage tank 130 is not provided with the air supply check valve 145 and the safety valve 146 in the fifteenth embodiment.
Is open. The breathing hole 147 communicates the gas phase in the cooling water storage tank 130 with the inside of the dry well 11.

【0259】その他の構成は第15実施例と同じであ
る。
The other structure is the same as that of the fifteenth embodiment.

【0260】本実施例では、冷却水喪失事故後に、自動
減圧弁23が開いて、冷却水貯蔵タンク130内に原子
炉圧力容器1内の高温高圧な蒸気が自動減圧系配管14
3を通じて供給される。その蒸気が冷却水貯蔵タンク1
30内の冷却水中に供給されると、その蒸気は冷却水に
より凝縮され、冷却水貯蔵タンク130内の冷却水は加
熱されて蒸発し、蒸気圧が高まる。冷却水貯蔵タンク1
30内の圧力は呼吸穴147からドライウエル11へ抜
けることと成るが、その抜けることによる冷却水貯蔵タ
ンク130内の圧力の低下速度よりも冷却水貯蔵タンク
130内の冷却水が加熱されることで増加する圧力の上
昇速度の方が早くなるようにその呼吸穴147の開口面
積が決められている。
In this embodiment, after the loss of the cooling water, the automatic pressure reducing valve 23 is opened, and the high-temperature and high-pressure steam in the reactor pressure vessel 1 is filled in the cooling water storage tank 130 with the automatic pressure reducing system piping 14.
Supplied through 3. The steam is the cooling water storage tank 1
When supplied to the cooling water in the cooling water 30, the steam is condensed by the cooling water, and the cooling water in the cooling water storage tank 130 is heated and evaporated, and the vapor pressure increases. Cooling water storage tank 1
The pressure in the cooling water storage tank 130 is heated more than the pressure in the cooling water storage tank 130 decreases due to the pressure in the cooling water storage tank 130 dropping out of the breathing hole 147 to the dry well 11. The opening area of the breathing hole 147 is determined so that the increasing speed of the pressure that increases with the pressure becomes faster.

【0261】このために、呼吸穴147は、冷却水貯蔵
タンク130内で発生した圧力を一部は排出しその他の
一部は冷却水貯蔵タンク130内に残存させるように圧
力の冷却水貯蔵タンク130外への排出を制限する手
段、即ち排圧制限手段として採用されている。従って、
冷却水貯蔵タンク130内で発生し続ける圧力と呼吸穴
147から排出される圧力との差に基づいて、冷却水貯
蔵タンク130内の圧力は高まることとなる。
For this reason, the breathing hole 147 is provided so that a part of the pressure generated in the cooling water storage tank 130 is exhausted and the other part remains in the cooling water storage tank 130. It is adopted as a means for restricting discharge to the outside of 130, that is, a discharge pressure restricting means. Therefore,
The pressure in the cooling water storage tank 130 will increase based on the difference between the pressure continuously generated in the cooling water storage tank 130 and the pressure discharged from the breathing hole 147.

【0262】このために、原子炉圧力容器1内への冷却
水貯蔵タンク130内からの冷却水注水作用が、単に冷
却水貯蔵タンク130内をドライウエル11内と均等な
圧力にする方式を採るものよりも早期に得られる。
For this purpose, the cooling water injection operation from the cooling water storage tank 130 into the reactor pressure vessel 1 simply employs a method in which the pressure inside the cooling water storage tank 130 is made equal to the pressure inside the dry well 11. Obtained earlier than the ones.

【0263】第19実施例は図28に示されている。第
19実施例は、第15実施例の一部を変更した例であっ
て、その他の部分は第15実施例と同じである。そこで
一部変更した内容についていかに説明する。
The nineteenth embodiment is shown in FIG. The nineteenth embodiment is an example in which a part of the fifteenth embodiment is changed, and the other parts are the same as the fifteenth embodiment. Therefore, the partially changed contents will be described.

【0264】第15実施例の安全弁は、存在せず、その
かわりにベント管148が採用されている。垂直なベン
ト管148の途中はそのベント管外周囲が冷却水貯蔵タ
ンク130に気密に取り付けられている。ベント管14
8の上端開口部はドライウエル11内に開口している。
ベント管148の下端開口部は冷却水貯蔵タンク130内
の冷却水中に開口している。
The safety valve of the fifteenth embodiment does not exist, and a vent pipe 148 is used instead. The outer periphery of the vertical vent pipe 148 is hermetically attached to the cooling water storage tank 130 in the middle thereof. Vent pipe 14
The upper end opening 8 opens into the dry well 11.
The lower end opening of the vent pipe 148 opens into the cooling water in the cooling water storage tank 130.

【0265】その他の構成は第15実施例と同じであ
る。
The other structure is the same as that of the fifteenth embodiment.

【0266】第19実施例でも、冷却水喪失事故後に自
動減圧弁23が開いて自動減圧系配管143を通じて原
子炉圧力容器1内の蒸気が冷却水貯蔵タンク130内の
冷却水中に放出され、そこで凝縮される。これと同時に
冷却水貯蔵タンク130内の冷却水は加熱されて蒸発す
る。その蒸発蒸気により冷却水貯蔵タンク130内の圧
力は増加して冷却水貯蔵タンク130内の冷却水水面を
押し下げる。このために、原子炉圧力容器1内へ冷却水
貯蔵タンク130内の冷却水を注水する作用が、単に冷
却水貯蔵タンク130内をドライウエル11内と均等な
圧力にする方式を採るものよりも、早期に得られる。
Also in the nineteenth embodiment, after the loss of the cooling water, the automatic pressure reducing valve 23 is opened, and the steam in the reactor pressure vessel 1 is released into the cooling water in the cooling water storage tank 130 through the automatic pressure reducing system piping 143, and there. Condensed. At the same time, the cooling water in the cooling water storage tank 130 is heated and evaporates. The pressure in the cooling water storage tank 130 is increased by the vaporized steam, and the cooling water level in the cooling water storage tank 130 is pushed down. For this reason, the operation of injecting the cooling water in the cooling water storage tank 130 into the reactor pressure vessel 1 is more effective than simply adopting a method in which the pressure in the cooling water storage tank 130 is made equal to the pressure in the dry well 11. , Obtained early.

【0267】冷却水貯蔵タンク130内の圧力が上昇す
ると、ベント管内の冷却水水面が押し上げられて、冷却
水貯蔵タンク130内の圧力が実質的に排出されて緩和
され、ベント管内の冷却水水面とベント管外の冷却水水
面との間の水頭差圧分だけ冷却水貯蔵タンク130内に
圧力が残る。従って、この実施例では、ベント管が排圧
制限手段として採用されている。
When the pressure in the cooling water storage tank 130 rises, the surface of the cooling water in the vent pipe is pushed up, and the pressure in the cooling water storage tank 130 is substantially discharged and relieved. The pressure remains in the cooling water storage tank 130 by an amount corresponding to the head difference pressure between the cooling water level outside the vent pipe. Therefore, in this embodiment, a vent pipe is employed as the exhaust pressure limiting means.

【0268】[0268]

【発明の効果】請求項1の発明によれば、重力落下式注
水系の注水圧力を、既存の注水圧力増加手段に依存する
こと無く増加させることが出来るから、原子炉設備の経
済性と安全性とを共に向上できる効果が得られる。
According to the first aspect of the present invention, the water injection pressure of the gravity drop type water injection system can be increased without depending on the existing water injection pressure increasing means. The effect of improving both properties is obtained.

【0269】請求項2の発明によれば、請求項1の発明
の効果を、複数のタンク間を流路でつなぐという簡単な
構成で達成できるという効果が得られる。
According to the second aspect of the invention, the effect of the first aspect of the invention can be achieved with a simple configuration in which a plurality of tanks are connected by a flow path.

【0270】[0270]

【0271】[0271]

【0272】[0272]

【0273】[0273]

【0274】[0274]

【0275】[0275]

【0276】[0276]

【0277】請求項3の発明によれば、請求項1又は請
求項2の発明による効果に加えて、冷却水プールの水面
に加わる圧力を事故時に昇圧したドライウエル内の圧力
と均圧化させることにより、注水開始タイミングをより
早期方向にシフトできるという効果が得られる。
According to the invention of claim 3, claim 1 or contract
In addition to the effect of the invention of claim 2, by equalizing the pressure applied to the water surface of the cooling water pool with the pressure in the dry well that was increased at the time of the accident, the effect that the injection start timing can be shifted earlier. can get.

【0278】請求項4の発明によれば、請求項1の発明
の効果を、原子炉圧力容器内で発生した熱エネルギーに
より達成でき、熱エネルギー源を新たに装備する必要が
無いという効果が得られる。
According to the fourth aspect of the invention , the effect of the first aspect of the invention can be achieved by the thermal energy generated in the reactor pressure vessel, and it is not necessary to newly provide a thermal energy source. Can be

【0279】[0279]

【0280】[0280]

【0281】[0281]

【0282】[0282]

【0283】[0283]

【0284】請求項5の発明によれば、水の位置エネル
ギーを加圧圧力に変えて注水圧力に利用するから、原子
炉冷却装置を含む原子炉設備の経済性と安全性とを向上
できるという効果が得られる。
According to the fifth aspect of the present invention , since the potential energy of water is changed to the pressurized pressure and used for the water injection pressure, the economy and safety of the reactor equipment including the reactor cooling device can be improved. The effect is obtained.

【0285】請求項6の発明によれば、水の位置エネル
ギーを利用して原子炉設備の経済性と安全性とを向上す
るに貢献できる注水冷却水の加圧手段が提供できるとい
う効果が得られる。
According to the sixth aspect of the present invention , there is obtained an effect that it is possible to provide a pressurized cooling water supply means which can contribute to improving the economy and safety of nuclear reactor equipment by utilizing the potential energy of water. Can be

【0286】請求項7の発明によれば、熱エネルギーを
利用して原子炉設備の経済性と安全性とを向上するに貢
献できる注水冷却水の加圧手段が提供できるという効果
が得られる。
According to the seventh aspect of the present invention , there is obtained an effect that it is possible to provide a means for pressurizing injected cooling water which can contribute to improving the economy and safety of nuclear reactor equipment by utilizing thermal energy.

【0287】請求項8の発明によれば、重力落下式注水
系の注水開始タイミングを高圧側と低圧側とに分散して
重力落下式注水系の注水期間に融通性を持たせたから、
冠水系による注水との連係も良くて、長期冷却に適する
ように成る上、経済性と安全性において向上された原子
炉設備が提供できるという効果が得られる。
[0287] According to the invention of claim 8, the water injection start timing of the gravity drop type water injection system is dispersed between the high pressure side and the low pressure side so that flexibility is provided during the water injection period of the gravity drop type water injection system.
Coordination with water injection by the submergence system is also good, so that it is suitable for long-term cooling, and furthermore, it is possible to provide a reactor facility with improved economy and safety.

【0288】請求項9の発明によれば、重力落下式注水
系の注水開始タイミングを高圧側と低圧側とに分散して
重力落下式注水系の注水期間に融通性を持たせたから、
蓄圧注水系による注水との連係も良くて、長期冷却に適
するように成る上、経済性と安全性において向上された
原子炉設備が提供できるという効果が得られる。
According to the ninth aspect of the invention , the water injection start timing of the gravity drop type water injection system is dispersed between the high pressure side and the low pressure side so that flexibility is provided during the water injection period of the gravity drop type water injection system.
Coordination with water injection by the accumulator water injection system is also good, so that it is suitable for long-term cooling, and furthermore, it is possible to provide an advantageous effect that it is possible to provide a reactor facility with improved economy and safety.

【0289】請求項10の発明によれば、重力落下式注
水系の注水開始タイミングを高圧側と低圧側とに分散し
て重力落下式注水系の注水期間に融通性を持たせたか
ら、重力落下式注水系の注水圧力も高圧な注水圧力を有
する蓄圧注水系による注水と、重力落下式注水系の注水
圧力も低圧な注水圧力を有する冠水系による注水との両
方の連係も良くて、長期冷却に適するように成る上、経
済性と安全性において向上された原子炉設備が提供でき
るという効果が得られる。
According to the tenth aspect of the present invention , the water injection start timing of the gravity drop type water injection system is dispersed between the high pressure side and the low pressure side so that flexibility is provided during the water injection period of the gravity drop type water injection system. Long-term cooling with good coordination between water injection by a pressure accumulating water injection system that also has a high water injection pressure and water injection by a flooded water system that also has a low water injection pressure. In addition to the above, it is possible to provide a nuclear reactor facility with improved economy and safety.

【0290】[0290]

【0291】[0291]

【0292】[0292]

【0293】[0293]

【0294】[0294]

【0295】[0295]

【0296】請求項11の発明によれば、重力落下注水
系の注水作動領域を高圧側と低圧側とに拡大して重力落
下注水系の早期且つ長期の注水が行える方法を提供でき
るという効果が得られる。
According to the eleventh aspect of the present invention, it is possible to provide a method in which the water injection operation area of the gravity drop water injection system is expanded to the high pressure side and the low pressure side so that the gravity drop water injection system can perform early and long-term water injection. can get.

【図面の簡単な説明】[Brief description of the drawings]

【図1】本発明の第1実施例による原子炉設備の縦断面
図である。
FIG. 1 is a longitudinal sectional view of a nuclear reactor facility according to a first embodiment of the present invention.

【図2】本発明の第2実施例による原子炉設備の縦断面
図である。
FIG. 2 is a longitudinal sectional view of a reactor facility according to a second embodiment of the present invention.

【図3】本発明の第3実施例による原子炉設備の縦断面
図である。
FIG. 3 is a longitudinal sectional view of a reactor facility according to a third embodiment of the present invention.

【図4】本発明の第1,第2,第3の各実施例における
重力落下式注水系の注水待機状態の概念図である。
FIG. 4 is a conceptual diagram of a gravity drop type water injection system in a water injection standby state in each of the first, second, and third embodiments of the present invention.

【図5】本発明の第1,第2,第3の各実施例における
重力落下式注水系の注水開始初期の状態の概念図であ
る。
FIG. 5 is a conceptual diagram of a gravity drop type water injection system in an initial state of water injection in each of the first, second, and third embodiments of the present invention.

【図6】本発明の第1,第2,第3の各実施例における
重力落下式注水系の注水開始後後期の状態の概念図であ
る。
FIG. 6 is a conceptual diagram showing a state of the gravity drop type water injection system in the latter half of the start of water injection in each of the first, second, and third embodiments of the present invention.

【図7】本発明の第1,第2,第3の各実施例における
重力落下式注水系の注水終了後の状態の概念図である。
FIG. 7 is a conceptual diagram illustrating a state after completion of water injection of a gravity drop type water injection system in each of the first, second, and third embodiments of the present invention.

【図8】(a)は、本発明の第1,第2,第3の各実施
例における重力落下式注水系の注水特性を示しており、
事故後の経過時間と注水圧力との関係を表したグラフ図
である。(b)は本発明の第1,第2,第3の各実施例
における重力落下式注水系の注水特性を示しており、事
故後の経過時間と注水流量との関係を表したグラフ図で
ある。
FIG. 8 (a) shows water injection characteristics of a gravity drop type water injection system in each of the first, second and third embodiments of the present invention;
It is a graph showing the relationship between the elapsed time after the accident and the injection pressure. (B) shows the water injection characteristics of the gravity drop type water injection system in each of the first, second and third embodiments of the present invention, and is a graph showing the relationship between the elapsed time after the accident and the water injection flow rate. is there.

【図9】本発明の第1実施例の重力落下式注水系の変形
例を表した重力落下式注水系の系統図である。
FIG. 9 is a system diagram of a gravity drop type water injection system showing a modified example of the gravity drop type water injection system of the first embodiment of the present invention.

【図10】本発明の第4実施例による重力落下式注水系
の系統図である。
FIG. 10 is a system diagram of a gravity drop type water injection system according to a fourth embodiment of the present invention.

【図11】(a)は、本発明の第4実施例による重力落
下式注水系の注水特性を示しており、事故後の経過時間
と注水圧力との関係を表したグラフ図である。(b)
は、本発明の第4実施例における重力落下式注水系の注
水特性を示しており、事故後の経過時間と注水流量との
関係を表したグラフ図である。
FIG. 11A is a graph showing a water injection characteristic of a gravity drop type water injection system according to a fourth embodiment of the present invention, and is a graph showing a relationship between elapsed time after an accident and water injection pressure. (B)
FIG. 9 is a graph showing water injection characteristics of a gravity drop type water injection system according to a fourth embodiment of the present invention, and showing a relationship between elapsed time after an accident and water injection flow rate.

【図12】本発明の第5実施例による原子炉設備の横断
面図である。
FIG. 12 is a cross-sectional view of a reactor facility according to a fifth embodiment of the present invention.

【図13】(a)は、本発明の第5実施例による重力落
下式注水系の注水特性を示しており、事故後の経過時間
と注水圧力との関係を表したグラフ図である。(b)
は、本発明の第5実施例における重力落下式注水系の注
水特性を示しており、事故後の経過時間と注水流量との
関係を表したグラフ図である。
FIG. 13A is a graph showing water injection characteristics of a gravity drop type water injection system according to a fifth embodiment of the present invention, and showing a relationship between elapsed time after an accident and water injection pressure. (B)
FIG. 8 is a graph showing water injection characteristics of a gravity drop type water injection system according to a fifth embodiment of the present invention, and showing a relationship between elapsed time after an accident and water injection flow rate.

【図14】本発明の第6実施例による原子炉設備の縦断
面図である。
FIG. 14 is a longitudinal sectional view of a reactor facility according to a sixth embodiment of the present invention.

【図15】本発明の第7実施例による原子炉設備の縦断
面図である。
FIG. 15 is a longitudinal sectional view of a reactor facility according to a seventh embodiment of the present invention.

【図16】(a)は、本発明の第6実施例による重力落
下式注水系の注水特性を示しており、事故後の経過時間
と注水圧力との関係を表したグラフ図である。(b)
は、本発明の第6実施例における重力落下式注水系の注
水特性を示しており、事故後の経過時間と注水流量との
関係を表したグラフ図である。
FIG. 16 (a) is a graph showing water injection characteristics of a gravity drop type water injection system according to a sixth embodiment of the present invention, and is a graph showing a relationship between elapsed time after an accident and water injection pressure. (B)
FIG. 10 is a graph showing water injection characteristics of a gravity drop type water injection system according to a sixth embodiment of the present invention, and showing a relationship between elapsed time after an accident and water injection flow rate.

【図17】本発明の第8実施例による原子炉設備の縦断
面図である。
FIG. 17 is a longitudinal sectional view of a reactor facility according to an eighth embodiment of the present invention.

【図18】(a)は、本発明の第9実施例による重力落
下式注水系の注水特性を示しており、事故後の経過時間
と注水圧力との関係を表したグラフ図である。(b)
は、本発明の第9実施例における重力落下式注水系の注
水特性を示しており、事故後の経過時間と注水流量との
関係を表したグラフ図である。
FIG. 18 (a) is a graph showing water injection characteristics of a gravity drop type water injection system according to a ninth embodiment of the present invention, and showing a relationship between elapsed time after an accident and water injection pressure. (B)
FIG. 9 is a graph showing water injection characteristics of a gravity drop type water injection system according to a ninth embodiment of the present invention, and showing a relationship between elapsed time after an accident and water injection flow rate.

【図19】(a)は、本発明の第10実施例による重力
落下式注水系の注水特性を示しており、事故後の経過時
間と注水圧力との関係を表したグラフ図である。(b)
は、本発明の第10実施例における重力落下式注水系の
注水特性を示しており、事故後の経過時間と注水流量と
の関係を表したグラフ図である。
FIG. 19A is a graph showing water injection characteristics of a gravity drop type water injection system according to a tenth embodiment of the present invention, and is a graph showing a relationship between elapsed time after an accident and water injection pressure. (B)
FIG. 10 is a graph showing water injection characteristics of a gravity drop type water injection system in a tenth embodiment of the present invention, and showing a relationship between elapsed time after an accident and water injection flow rate.

【図20】本発明の第11実施例による重力落下式注水
系の系統図である。
FIG. 20 is a system diagram of a gravity drop type water injection system according to an eleventh embodiment of the present invention.

【図21】本発明の第12実施例による重力落下式注水
系の系統図である。
FIG. 21 is a system diagram of a gravity drop type water injection system according to a twelfth embodiment of the present invention.

【図22】本発明の第13実施例による重力落下式注水
系の系統図である。
FIG. 22 is a system diagram of a gravity drop type water injection system according to a thirteenth embodiment of the present invention.

【図23】本発明の第14実施例による原子炉設備の縦
断面図である。
FIG. 23 is a longitudinal sectional view of a nuclear reactor facility according to a fourteenth embodiment of the present invention.

【図24】本発明の第15実施例による重力落下式注水
系の系統図である。
FIG. 24 is a system diagram of a gravity drop type water injection system according to a fifteenth embodiment of the present invention.

【図25】本発明の第16実施例による重力落下式注水
系の系統図である。
FIG. 25 is a system diagram of a gravity drop type water injection system according to a sixteenth embodiment of the present invention.

【図26】本発明の第17実施例による重力落下式注水
系の系統図である。
FIG. 26 is a system diagram of a gravity drop type water injection system according to a seventeenth embodiment of the present invention.

【図27】本発明の第18実施例による重力落下式注水
系の系統図である。
FIG. 27 is a system diagram of a gravity drop type water injection system according to an eighteenth embodiment of the present invention.

【図28】本発明の第19実施例による重力落下式注水
系の系統図である。
FIG. 28 is a system diagram of a gravity drop type water injection system according to a nineteenth embodiment of the present invention.

【符号の説明】[Explanation of symbols]

1…原子炉圧力容器、2…炉心、3…主蒸気配管、4…
給水配管、10…原子炉格納容器、11…ドライウェ
ル、12…サプレッションプ−ル、13…ウェットウェ
ル、15…外周プ−ル、16…コンクリ−ト構造物、1
7…ベント管、18…連通孔、20…第2蓄圧注水タン
ク、23…自動減圧弁、24…第2蓄圧注水配管、26
…第2蓄圧注水逆止弁、30…運転階、31…圧力開放
板、32…空気取入口、33…空冷用ダクト、83…冠
水系開閉弁、84…冠水系配管、85…冠水系逆止弁、
87…排気ダクト、90…冷却水プ−ル、91…第2冷
却水タンク、92…第1冷却水タンク、93…第2配
管、94…第1配管、95…均圧化配管、96…第3配
管、97…第2逆止弁、98…第1逆止弁、99…第2
開閉弁、100…第1開閉弁、101…第1均圧化配
管、102…冷却水貯蔵タンク、103…第1均圧化開
閉弁、104…ドライウェル連通路、105…孔、10
7…プ−ル密閉部、108…第1蓄圧注水開閉弁、10
9…第1蓄圧注水逆止弁、110…第1蓄圧注水配管、
111…第1蓄圧注水タンク、114…第4冷却水タン
ク、116…均圧化第1配管、117…第3冷却水タン
ク、118…第4配管、119…第5配管、120…仕
切板、122…注水開閉弁、123…注水配管、124
…注水逆止弁、130…冷却水第2プ−ル、134…ド
ライウェル第2連通路、135…凝縮器、136…ベン
ト管、137…凝縮器開閉弁、138…凝縮水配管、1
39…凝縮器配管、140…第1連通配管、141…仕
切板、142…第2連通配管、143…自動減圧系配
管、144…給気配管、145…給気逆止弁、146…
安全弁、147…タンク呼吸穴、148…ベント管。
1 ... Reactor pressure vessel, 2 ... Core, 3 ... Main steam piping, 4 ...
Water supply piping, 10: reactor containment vessel, 11: dry well, 12: suppression pool, 13: wet well, 15: outer peripheral pool, 16: concrete structure, 1
7 ... vent pipe, 18 ... communication hole, 20 ... second accumulator injection tank, 23 ... automatic pressure reducing valve, 24 ... second accumulator injection pipe, 26
... second pressure accumulating water injection check valve, 30 ... operating floor, 31 ... pressure release plate, 32 ... air intake, 33 ... air cooling duct, 83 ... submergence opening / closing valve, 84 ... submergence piping, 85 ... submergence reverse Stop valve,
87 ... exhaust duct, 90 ... cooling water pool, 91 ... second cooling water tank, 92 ... first cooling water tank, 93 ... second pipe, 94 ... first pipe, 95 ... equalizing pipe, 96 ... Third pipe, 97: second check valve, 98: first check valve, 99: second
On-off valve, 100: first on-off valve, 101: first equalizing pipe, 102: cooling water storage tank, 103: first equalizing on-off valve, 104: drywell communication passage, 105: hole, 10
7 ... Pool closed part, 108 ... First accumulator water injection on-off valve, 10
9: first accumulator water injection check valve, 110: first accumulator water injection pipe,
111: first accumulator injection tank, 114: fourth cooling water tank, 116: equalizing first piping, 117: third cooling water tank, 118: fourth piping, 119: fifth piping, 120: partition plate, 122: water injection on-off valve, 123: water injection pipe, 124
... water injection check valve, 130 ... cooling water second pool, 134 ... dry well second communication path, 135 ... condenser, 136 ... vent pipe, 137 ... condenser opening and closing valve, 138 ... condensed water piping, 1
39: condenser pipe, 140: first communication pipe, 141: partition plate, 142: second communication pipe, 143: automatic pressure reducing system pipe, 144: air supply pipe, 145: air supply check valve, 146 ...
Safety valve, 147: tank breathing hole, 148: vent pipe.

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 片岡 良之 茨城県日立市森山町1168番地 株式会社 日立製作所 エネルギー研究所内 (72)発明者 村瀬 道雄 茨城県日立市森山町1168番地 株式会社 日立製作所 エネルギー研究所内 (58)調査した分野(Int.Cl.7,DB名) G21C 15/18 G21C 9/004 ──────────────────────────────────────────────────の Continued on the front page (72) Inventor Yoshiyuki Kataoka 1168 Moriyama-cho, Hitachi City, Ibaraki Prefecture Inside Hitachi, Ltd. Energy Research Laboratories (72) Michio Murase 1168 Moriyama-machi, Hitachi City, Ibaraki Prefecture Hitachi, Ltd. Energy Research In-house (58) Field surveyed (Int. Cl. 7 , DB name) G21C 15/18 G21C 9/004

Claims (11)

(57)【特許請求の範囲】(57) [Claims] 【請求項1】水位差に基づく位置エネルギー又は注水必
要時に水に付加された熱エネルギーを気相の圧力に変換
する第1手段と、前記手段による気体圧力を原子炉圧力
容器内に弁を介して接続されて原子炉炉心位置よりも高
所の位置に有る冷却水タンク内へ印加する第2手段とか
ら成る原子炉冷却装置。
1. A first means for converting potential energy based on a water level difference or thermal energy added to water when water injection is required into gaseous phase pressure, and the gas pressure by said means is supplied to a reactor pressure vessel via a valve. And a second means for applying the cooling water to a cooling water tank located at a position higher than the reactor core position.
【請求項2】請求項1において、冷却水プール内の水位
よりも下方に位置する第1冷却水タンクと、前記冷却水
プールの液相部と前記第1冷却水タンク内とを連通する
第1流路とを備えた第1手段と、前記第1冷却水タンク
の気相部と前記第1冷却水タンクよりも高所の第2冷却
水タンク内との間に備えられた連通路を備えた第2手段
と、前記第2冷却水タンク内の液相部と原子炉圧力容器
内とを弁を介して接続した第2流路とを備えたことを特
徴とした原子炉冷却装置。
2. The first cooling water tank according to claim 1, wherein the first cooling water tank is located below a water level in the cooling water pool, and a liquid phase portion of the cooling water pool communicates with the inside of the first cooling water tank. A first means having a first flow path; and a communication path provided between a gas phase portion of the first cooling water tank and a second cooling water tank higher than the first cooling water tank. A reactor cooling system comprising: a second means provided; and a second flow path connecting a liquid phase part in the second cooling water tank and the inside of the reactor pressure vessel via a valve.
【請求項3】請求項1又は請求項2において、冷却水プ
ールは原子炉格納容器内のドライウエル領域内に開放さ
れていることを特徴とした原子炉冷却装置。
3. The reactor cooling system according to claim 1, wherein the cooling water pool is opened in a dry well region in the reactor containment vessel.
【請求項4】請求項1において、冷却水を貯蔵する冷却
水タンクと、原子炉圧力容器内で発生した熱を冷却水タ
ンク内の冷却水に付加する手段を第1手段として備え、
前記冷却水タンクと前記冷却水タンク内外間での圧力移
行を抑制する排圧制限手段を第2手段として備えること
を特徴とした原子炉冷却装置。
4. A cooling water tank for storing cooling water, and means for adding heat generated in the reactor pressure vessel to the cooling water in the cooling water tank as a first means,
A reactor cooling apparatus comprising: a second means including a discharge pressure limiting means for suppressing a pressure shift between the cooling water tank and the inside and outside of the cooling water tank.
【請求項5】高所に配置した水がそれより低所の液体タ
ンク内の水位に対して有する位置エネルギーを低所の液
体タンク内の気相の圧力に変換する手段と、前記手段に
よる気相の圧力を原子炉圧力容器内への注水圧力として
付加される冷却水注水系統とを備えた原子炉冷却装置。
5. The method according to claim 5, wherein the water located at a high place is a liquid tank located at a lower place.
Means for converting the potential energy with respect to the water level in the tank to the pressure of the gas phase in the liquid tank at a low place, and cooling for adding the pressure of the gas phase by the means as water injection pressure into the reactor pressure vessel A reactor cooling device including a water injection system.
【請求項6】互いに連通されて高低2か所に配備された
プールとタンク間の静水頭差圧を前記低所のタンク内の
気相部に印加する系統と、前記気相部の圧力を注水冷却
水を蓄える冷却水タンク内に印加する系統とを備えた注
水冷却水の加圧装置。
6. A system for applying a hydrostatic head pressure difference between a pool and a tank, which are communicated with each other and arranged at two high and low places, to a gas phase part in the tank at the low place, and a pressure of the gas phase part. A pressurizing device for supplying cooling water with a system for applying the cooling water to a cooling water tank for storing the cooling water.
【請求項7】注水冷却水を貯蔵する冷却水タンクと、熱
エネルギーを前記注水冷却水を媒体として前記冷却水タ
ンク内の気相部の気相圧力に変換する手段とから成る注
水冷却水の加圧装置。
7. A cooling water tank for storing cooling water for cooling water, and means for converting thermal energy into a gas phase pressure of a gas phase portion in the cooling water tank using the cooling water for cooling water as a medium. Pressurizing device.
【請求項8】炉心を内蔵した原子炉圧力容器と、前記原
子炉圧力容器で発生した蒸気を事故時に凝縮するサプレ
ッションプールと、前記炉心より高所にあって前記サプ
レッションプールのプール水を弁を介して原子炉圧力容
器内に連通可能に接続した冠水系と、前記サプレッショ
ンプールよりも高所に配備されて弁を介して前記原子炉
圧力容器内に連通可能に接続された重力落下式注水系の
冷却水プールと、これら前記構成を格納する原子炉格納
容器とを備えた原子炉設備において、前記重力落下注水
系は、前記冷却水プール内の水位よりも下方に位置する
第1冷却水タンクと、前記冷却水プールの液相部と前記
第1冷却水タンク内とを連通する第1流路と、前記第1
冷却水タンクの気相部と前記第1冷却水タンクよりも高
所の第2冷却水タンク内との間に備えられた連通路と、
前記第2冷却水タンク内の液相部と原子炉圧力容器内と
を弁を介して接続した第2流路と、前記第1冷却水タン
クと前記原子炉圧力容器内と弁を介して冷却水を連通す
る第3流路とを備えていることを特徴とした原子炉設
備。
8. A reactor pressure vessel having a built-in reactor core, a suppression pool for condensing steam generated in the reactor pressure vessel at the time of an accident, and a valve for supplying pool water of the suppression pool located higher than the core. Submergence system communicably connected to the reactor pressure vessel through a gravitational drop type water injection system disposed higher than the suppression pool and communicably connected to the reactor pressure vessel via a valve A cooling water pool, and a reactor containment vessel for storing the above-mentioned configuration, wherein the gravity drop water injection system is provided with a first cooling water tank located below a water level in the cooling water pool. A first flow path that communicates a liquid phase portion of the cooling water pool with the inside of the first cooling water tank;
A communication passage provided between a gas phase part of the cooling water tank and a second cooling water tank higher than the first cooling water tank;
A second flow path connecting the liquid phase portion in the second cooling water tank and the inside of the reactor pressure vessel via a valve, and cooling the first cooling water tank and the inside of the reactor pressure vessel via a valve; A reactor facility comprising a third flow path for communicating water.
【請求項9】炉心を内蔵した原子炉圧力容器と、前記原
子炉圧力容器で発生した蒸気を事故時に凝縮するサプレ
ッションプールと、前記炉心よりも高所に配備されて弁
を介して前記原子炉圧力容器内に連通可能に接続された
重力落下式注水系の冷却水プールと、弁を介して前記原
子炉圧力容器内に連通可能に接続されており前記重力落
下式注水系の注水圧力よりも高圧で冷却水が封入された
蓄圧注水系の高圧タンクと、これら前記構成を格納する
原子炉格納容器とを備えた原子炉設備において、前記重
力落下注水系は、前記冷却水プール内の水位よりも下方
に位置する第1冷却水タンクと、前記冷却水プールの液
相部と前記第1冷却水タンク内とを連通する第1流路
と、前記第1冷却水タンクの気相部と前記第1冷却水タ
ンクよりも高所の第2冷却水タンク内との間に備えられ
た連通路と、前記第2冷却水タンク内の液相部と原子炉
圧力容器内とを弁を介して接続した第2流路と、前記第
1冷却水タンクと前記原子炉圧力容器内と弁を介して冷
却水を連通する第3流路とを備えていることを特徴とし
た原子炉設備。
9. A reactor pressure vessel having a built-in reactor core, a suppression pool for condensing steam generated in the reactor pressure vessel at the time of an accident, and a reactor disposed at a higher elevation than the reactor core through a valve. A cooling water pool of a gravity drop type water injection system communicably connected to the pressure vessel, and a water pressure of the gravity drop type water injection system, which is communicably connected to the reactor pressure vessel via a valve, and In a reactor facility including a high-pressure tank of a pressure accumulating water injection system in which cooling water is sealed at a high pressure, and a reactor containment vessel that stores the above-described configuration, the gravity drop water injection system includes a water level in the cooling water pool. A first cooling water tank also located below, a first flow path communicating the liquid phase portion of the cooling water pool with the inside of the first cooling water tank, a gas phase portion of the first cooling water tank, No. 1 in a higher place than the first cooling water tank A communication passage provided between the cooling water tank, a second flow path connecting a liquid phase part in the second cooling water tank and the inside of the reactor pressure vessel via a valve, Reactor equipment comprising a water tank, a third flow passage for communicating cooling water via a valve and the inside of the reactor pressure vessel.
【請求項10】炉心を内蔵した原子炉圧力容器と、前記
原子炉圧力容器で発生した蒸気を事故時に凝縮するサプ
レッションプールと、前記炉心より高所にあって前記サ
プレッションプールのプール水を弁を介して原子炉圧力
容器内に連通可能に接続した冠水系と、前記サプレッシ
ョンプールよりも高所に配備されて弁を介して前記原子
炉圧力容器内に連通可能に接続された重力落下式注水系
の冷却水プールと、弁を介して前記原子炉圧力容器内に
連通可能に接続されており前記重力落下式注水系の注水
圧力よりも高圧で冷却水が封入された蓄圧注水系の高圧
タンクと、これら前記構成を格納する原子炉格納容器と
を備えた原子炉設備において、前記重力落下注水系は、
前記冷却水プール内の水位よりも下方に位置する第1冷
却水タンクと、前記冷却水プールの液相部と前記第1冷
却水タンク内とを連通する第1流路と、前記第1冷却水
タンクの気相部と前記第1冷却水タンクよりも高所の第
2冷却水タンク内との間に備えられた連通路と、前記第
2冷却水タンク内の液相部と原子炉圧力容器内とを弁を
介して接続した第2流路と、前記第1冷却水タンクと前
記原子炉圧力容器内と弁を介して冷却水を連通する第3
流路とを備えていることを特徴とした原子炉設備。
10. A reactor pressure vessel having a built-in reactor core, a suppression pool for condensing steam generated in the reactor pressure vessel at the time of an accident, and a valve located above the reactor core and provided with pool water of the suppression pool. Submergence system communicably connected to the reactor pressure vessel through a gravitational drop type water injection system disposed higher than the suppression pool and communicably connected to the reactor pressure vessel via a valve A cooling water pool, and a high-pressure tank of a pressure accumulating water injection system, which is connected to be able to communicate with the reactor pressure vessel via a valve, and in which cooling water is sealed at a higher pressure than the injection pressure of the gravity drop type water injection system. In a nuclear reactor equipped with a reactor containment vessel that stores these configurations, the gravity drop water injection system includes:
A first cooling water tank located below a water level in the cooling water pool, a first flow path communicating a liquid phase part of the cooling water pool with the inside of the first cooling water tank, A communication passage provided between a gas phase part of the water tank and a second cooling water tank higher than the first cooling water tank; a liquid phase part in the second cooling water tank and a reactor pressure; A second flow path connecting the inside of the reactor via a valve, and a third passage for communicating the cooling water through a valve with the first cooling water tank and the reactor pressure vessel.
A nuclear reactor facility comprising a flow path.
【請求項11】原子炉圧力容器に対する重力落下式注水
系の貯水領域を少なくとも高低両個所及び前記低所の貯
水領域よりも高所の他の個所に配備し、前記高低両個所
の各貯水領域間の水頭差圧で前記低所の個所の前記貯水
領域の気相部を加圧し、前記気相部の圧力を前記他の個
所の前記貯水領域に印加して、前記他の個所の貯水領域
からの注水開始タイミングを高圧側にシフトし、前記低
所の貯水領域からの注水開始タイミングを低圧側にシフ
トして成る重力落下式注水系の注水方法。
11. A water storage area of a gravity drop type water injection system for a reactor pressure vessel is provided at least at both high and low places and other places higher than the low water storage area, and each of the high and low water storage areas is provided. Pressurizing the gaseous phase portion of the water storage area at the low place with a head pressure difference between the two, applying the pressure of the gaseous phase section to the water storage area at the other place, A method of injecting water from a gravity drop type water injection system, wherein the timing of starting water injection from the water storage region is shifted to a high pressure side, and the timing of starting water injection from the low water storage area is shifted to a low pressure side.
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