JPH01245191A - Nuclear reactor container - Google Patents

Nuclear reactor container

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Publication number
JPH01245191A
JPH01245191A JP63074243A JP7424388A JPH01245191A JP H01245191 A JPH01245191 A JP H01245191A JP 63074243 A JP63074243 A JP 63074243A JP 7424388 A JP7424388 A JP 7424388A JP H01245191 A JPH01245191 A JP H01245191A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
well
pedestal
vent pipe
dry well
pedestal cavity
Prior art date
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Pending
Application number
JP63074243A
Other languages
Japanese (ja)
Inventor
Masami Kato
加藤 正美
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
Original Assignee
Toshiba Corp
Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp, Nippon Atomic Industry Group Co Ltd filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP63074243A priority Critical patent/JPH01245191A/en
Publication of JPH01245191A publication Critical patent/JPH01245191A/en
Pending legal-status Critical Current

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    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

PURPOSE:To prevent the reaction of a molten core and concrete and to prevent the generation of fission products even in the event of a core melt accident by constituting cooling water passage routes to a vent pipe in such a manner that all thereof are connected from a dry well through a pedestal cavity to a wet well. CONSTITUTION:The vent pipe 18 which connects the dry well 4 and the wet well 6 as well as the pedestal cavity is disposed to the nuclear reactor container. This bent pipe 18 is constituted, successively from above, of a pedestal cavity side aperture 18a and a wet well side aperture 18b and a projecting part 18c is formed to the part of the aperture 18a so as to close the fluid passage in the vent pipe 18. The vent pipe is so constituted that all the cooling water supplied by the bent pipe 18 into the dry well 4 flows once into the pedestal cavity 7 through the aperture 18a and flows in the dry well 6. The spray water of the container spray, therefore, flows eventually into the pedestal without fail.

Description

【発明の詳細な説明】 [発明の目的] (産業上の利用分野) 本発明は、原子炉格納容器に関する。[Detailed description of the invention] [Purpose of the invention] (Industrial application field) The present invention relates to a nuclear reactor containment vessel.

(従来の技術) 一般に、原子力発電所等の原子力施設においては、炉心
を収容する圧力容器は、原子炉格納容器内に格納されて
いる。
(Prior Art) Generally, in a nuclear facility such as a nuclear power plant, a pressure vessel accommodating a reactor core is housed within a reactor containment vessel.

第2図は、このような従来の原子炉格納容器の一例を示
すもので、原子炉格納容器1は、たとえばコンクリート
等により容器状に形成されている。
FIG. 2 shows an example of such a conventional reactor containment vessel, and the reactor containment vessel 1 is formed into a container shape of, for example, concrete.

炉心を収容する圧力容器2は、ペデスタル3によって支
持され、原子炉格納容器1内の上部に形成されたドライ
ウェル4内に格納されており、ドライウェル4の下方に
は、サプレッションプール水5を貯留するウェットウェ
ル6と、圧力容器2の下部にペデスタルキャビティー7
が形成されている。
The pressure vessel 2 accommodating the reactor core is supported by a pedestal 3 and is housed in a dry well 4 formed in the upper part of the reactor containment vessel 1. A suppression pool water 5 is provided below the dry well 4. A wet well 6 for storage and a pedestal cavity 7 at the bottom of the pressure vessel 2.
is formed.

また、第3図にも示すように、上記ドライウェル4は、
真空破壊弁8aを備えたベント管8により、ウェットウ
ェル6およびペデスタルキャビティー7に接続されてい
る。
Further, as shown in FIG. 3, the dry well 4 is
It is connected to the wet well 6 and the pedestal cavity 7 by a vent pipe 8 equipped with a vacuum break valve 8a.

このような原子炉格納容器1においては、通常ドライウ
ェル4雰囲気中の圧力や温度を低下させ、また、浮遊し
ている核分裂生成物を除去するための格納容器スプレィ
9が設置されている。この格納容器スプレィ9は、通常
はサプレッションプール水5を水源としているが、緊急
時には消火水源や海水等も利用できるよう外部スプレィ
水源に接続された配管10が接続されている。
In such a reactor containment vessel 1, a containment vessel spray 9 is usually installed to lower the pressure and temperature in the atmosphere of the dry well 4 and to remove floating nuclear fission products. This containment vessel spray 9 normally uses the suppression pool water 5 as a water source, but is connected to a pipe 10 connected to an external spray water source so that a fire extinguishing water source, seawater, etc. can also be used in an emergency.

(発明が解決しようとする課題) 最近の原子炉の確率論的安全評価によれば、原子炉で過
渡事象が発生して非常用炉心冷却系が多重故障したよう
な事故が、リスクの大きな部分を占めている。
(Problem to be solved by the invention) According to recent probabilistic safety evaluations of nuclear reactors, accidents such as transient events occurring in a nuclear reactor and multiple failures of the emergency core cooling system represent a major risk. occupies .

このような事故では、事象発生の初期に原子炉はスクラ
ムするが、崩壊熱のために原子炉水位は低下していく。
In such an accident, the reactor scrams early in the event, but the reactor water level continues to drop due to decay heat.

非常用炉心冷却系が全て故障している時には原子炉水位
は低下を続け、炉心は露出して溶融へと進展する。また
、発生した蒸気は逃し安全弁を通ってサプレッションプ
ールに導かれ、そこで凝縮する。炉心の溶融が始まると
、燃料ベレットから核分裂生成物(Fission P
roduct )が放出される。しかし、希ガス以外の
核分裂生成物はエアロゾル化しやすいので、逃し安全弁
からサプレッションブールに放出される時に、そのほと
んどがプールのスクラビング効果により、プール中に捕
捉され、環境へはほとんど放出されない。
When all emergency core cooling systems fail, the reactor water level continues to drop, exposing the core and progressing to meltdown. Also, the generated steam is led to a suppression pool through a safety relief valve, where it condenses. When the core begins to melt, fission products (Fission P) are released from the fuel pellets.
product ) is released. However, fission products other than noble gases are easily aerosolized, so when they are released from the safety relief valve into the suppression boule, most of them are trapped in the pool due to the scrubbing effect of the pool, and very little is released into the environment.

事故が進展すると、炉心が崩壊し、圧力容器下部ブレナ
ムに落下し、その後、圧力容器底部を破損し、原子炉ペ
デスタルキャビティーに落下して、そこでコンクリート
と反応を起す可能性がある。
If the accident progresses, the core could collapse and fall into the pressure vessel's lower brenum, then rupture the bottom of the pressure vessel and fall into the reactor pedestal cavity, where it could react with the concrete.

溶融炉心がペデスタルキャビティー床面上に落下すると
、ドライウェル内雰囲気や構造物は主に輻射によって加
熱される。また、溶融炉心とコンクリートの反応により
、高温の非凝縮ガスが発生し、それによって格納容器は
さらに加温および加熱され、ドライウェルは破損する可
能性がある。溶融炉心とコンクリートの反応時にも核分
裂生成物が放出される可能性があるが、もし、ドライウ
ェルが破損すると、これらの核分裂生成物はサプレッシ
ョンブールのスクラビングを受けないので、環境へ放出
されやすく、公衆の被曝の点で大きな問題となる。
When the molten core falls onto the pedestal cavity floor, the atmosphere and structures within the drywell are heated primarily by radiation. Additionally, the reaction between the molten core and the concrete generates hot, non-condensable gases that further warm and heat the containment vessel and potentially damage the drywell. Fission products can also be released during the reaction between the molten core and concrete, but if the drywell were to fail, these fission products would not be scrubbed by the suppression boule and could easily be released into the environment. This poses a major problem in terms of public exposure.

もし、事故が進展してペデスタル内で溶融炉心へコンク
リートの反応が生じている時に、格納容器スプレィが復
旧した場合、スプレィ水はドライウェルに注水されるが
、従来の原子炉格納容器では、ベント管はドライウェル
とウェットウェルをも直接連絡しているので、ドライウ
ェル内に注入されたスプレィ水のうち、ペデスタル内に
流入する割合が不明瞭である。
If the containment vessel spray is restored as the accident progresses and concrete is reacting to the molten core inside the pedestal, the spray water will be injected into the dry well, but in conventional reactor containment vessels, the Because the tube also directly communicates the dry well and wet well, it is unclear what proportion of the spray water injected into the dry well flows into the pedestal.

本発明は、かかる従来の事情に対処してなされたもので
、万一、炉心溶融事故が発生しても、溶融炉心とコンク
リートの反応を防止して核分裂生成物の発生を防止する
ことができるとともに、ドライウェルの過温や過圧によ
る損傷を防止することのできる原子炉格納容器を提供し
ようとするものである。
The present invention has been made in response to such conventional circumstances, and even if a core meltdown accident occurs, it is possible to prevent the reaction between the molten core and concrete and prevent the generation of nuclear fission products. The present invention also aims to provide a nuclear reactor containment vessel that can prevent damage to the dry well due to overtemperature or overpressure.

[発明の構成] (課題を解決するための手段) すなわち、本発明は、原子炉容器を格納するドライウェ
ルと、前記原子炉容器を支持するペデスタルと、冷却水
を貯留するウェットウェルとがベント管にて連結された
原子炉格納容器において、前記ベント管の冷却水通過経
路が、全て前記ドライウェルからペデスタルキャビティ
ーを経由して前記ウェットウェルへ接続されるよう構成
したことを特徴とする。
[Structure of the Invention] (Means for Solving the Problem) That is, the present invention provides a dry well that stores a reactor vessel, a pedestal that supports the reactor vessel, and a wet well that stores cooling water. In the reactor containment vessels connected by pipes, all cooling water passage paths of the vent pipes are configured to be connected from the dry well to the wet well via the pedestal cavity.

(作 用) 上記構成の本発明の原子炉格納容器では、ベント管の冷
却水通過経路が、全てドライウェルからペデスタルキャ
ビティーを経由してウェットウェルへ接続されるよう構
成されている。
(Function) In the reactor containment vessel of the present invention having the above configuration, all cooling water passage paths of the vent pipe are configured to be connected from the dry well to the wet well via the pedestal cavity.

したがって、格納容器スプレィのスプレィ水は必ずペデ
スタル内に流入し、万一、炉心溶融事故が発生しても、
溶融炉心とコンクリートの反応を防止して核分裂生成物
の発生を防止することができるとともに、ドライウェル
の過温や過圧による損傷を防止することができる。
Therefore, the spray water from the containment vessel spray always flows into the pedestal, and even if a core meltdown accident occurs,
It is possible to prevent the reaction between the molten core and concrete, thereby preventing the generation of nuclear fission products, and it is also possible to prevent damage to the dry well due to overheating and overpressure.

(実施例) 以下、本発明の詳細を図面を参照して一実施例について
説明する。
(Example) Hereinafter, details of the present invention will be described with reference to the drawings.

第1図は、本発明の一実施例の原子炉格納容器の要部を
示すもので、この実施例の原子炉格納容器には、ドライ
ウェル4と、ウェットウェル6およびペデスタルキャビ
ティー7とを接続するベント管18が配置されている。
FIG. 1 shows the main parts of a reactor containment vessel according to an embodiment of the present invention. The reactor containment vessel according to this embodiment includes a dry well 4, a wet well 6, and a pedestal cavity 7. A connecting vent pipe 18 is arranged.

また、このベント管18には、上方から順にペデスタル
キャビティー側開ロ部18a1ウェットウェル側開口部
18bが形成されており、ペデスタルキャビティー側開
口部18aの部分には、ベント管18内の流体通路を閉
塞するように凸部18cが形成されている。
In addition, a pedestal cavity side opening portion 18a1 and a wet well side opening portion 18b are formed in this vent pipe 18 in order from the top. A protrusion 18c is formed to close the passage.

そして、ベント管18により、ドライウェル4内に供給
された冷却水が全て一旦ペデスタルキャビティー側開口
部18aからペデスタルキャビティー7内へ流入し、こ
の後、ウェットウェル6へ流れるように構成されている
The vent pipe 18 is configured such that all the cooling water supplied into the dry well 4 once flows into the pedestal cavity 7 from the pedestal cavity side opening 18a, and then flows into the wet well 6. There is.

なお、この実施例では、真空破壊弁8aは、ベント管1
8のペデスタルキャビティー側開口部18aの上方であ
って、ウェットウェル6側に配置されており、この真空
破壊弁8aが開となった場合、気体流路は、ドライウェ
ル4とウェットウェル6との間を直接連通するよう形成
されるが、真空破壊弁8aは、ペデスタルキャビティー
側開口部18aとウェットウェル側開口部18bとの間
に設けてもよい。この場合、真空破壊弁8aが開となっ
た時に形成される気体流路も、−旦ペデスタルキャビテ
ィー7を経由することになる。
In addition, in this embodiment, the vacuum breaker valve 8a is connected to the vent pipe 1.
The vacuum break valve 8a is located above the opening 18a on the pedestal cavity side of 8 and on the wet well 6 side, and when the vacuum breaker valve 8a is opened, the gas flow path is connected between the dry well 4 and the wet well 6. The vacuum breaker valve 8a may be provided between the pedestal cavity side opening 18a and the wet well side opening 18b. In this case, the gas flow path formed when the vacuum breaker valve 8a is opened also passes through the pedestal cavity 7.

すなわち、この実施例の原子炉格納容器では、ドライウ
ェル4からウェットウェル6への流体(冷却水)の直接
の流れを無くしている。このため、もし、溶融炉心とコ
ア・コンクリートとの反応中に格納容器スプレィが復旧
した場合、ドライウェル4内にスプレィされた冷却水は
全て一旦ペデスダルキャビティー7に流入し、ここで溶
融炉心を冷却することができる。したがって、過温や過
圧による格納容器破損が防止でき、従来に較べて環境へ
放出される核分裂生成物量を大幅に低減することができ
る。
That is, in the reactor containment vessel of this embodiment, direct flow of fluid (cooling water) from the dry well 4 to the wet well 6 is eliminated. Therefore, if the containment vessel spray is restored during the reaction between the molten core and core concrete, all the cooling water sprayed in the dry well 4 will flow into the pedestal cavity 7, where it will be sprayed into the molten core. can be cooled. Therefore, damage to the containment vessel due to overtemperature or overpressure can be prevented, and the amount of fission products released into the environment can be significantly reduced compared to the conventional method.

[発明の効果コ 以上説明したように、本発明の原子炉格納容器によれば
、万一、炉心溶融事故が発生しても、溶融炉心とコンク
リートの反応を防止して核分裂生成物の発生を防止する
ことができるとともに、ドライウェルの過温や過圧によ
る損傷を防止することができる。
[Effects of the Invention] As explained above, according to the reactor containment vessel of the present invention, even if a core meltdown accident occurs, the reaction between the molten core and concrete can be prevented and the generation of nuclear fission products can be prevented. In addition, it is possible to prevent damage to the dry well due to overtemperature or overpressure.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of the drawing]

第1図は本発明の一実施例の原子炉格納容器の要部を示
す縦断面図、第2図は原子炉格納容器全体の構成を示す
縦断面図、第3図は従来の原子炉格納容器の要部を示す
縦断面図である。 4・・・・・・・・・ドライウェル 5・・・・・・・・・サプレッションプール水6・・・
・・・・・・ウェットウェル 7・・・・・・・・・ペデスタルキャビティー8a・・
・・・・真空破壊弁 18・・・・・・ベント管 18a・・・ペデスタルキャビティー側開口部18b・
・・ウェットウェル側開口部 18c・・・凸部 出願人      日本原子力事業株式会社出願人  
    株式会社 東芝 代理人 弁理士  須 山 佐 − 八4 第1図
FIG. 1 is a vertical sectional view showing the main parts of a reactor containment vessel according to an embodiment of the present invention, FIG. 2 is a vertical sectional view showing the overall structure of the reactor containment vessel, and FIG. 3 is a conventional reactor containment vessel. FIG. 3 is a vertical cross-sectional view showing the main parts of the container. 4...Dry well 5...Suppression pool water 6...
...Wet well 7...Pedestal cavity 8a...
...Vacuum break valve 18...Vent pipe 18a...Pedestal cavity side opening 18b.
...Wetwell side opening 18c...Convex portion Applicant: Japan Atomic Energy Corporation Applicant:
Toshiba Corporation Representative Patent Attorney Sasa Suyama - 84 Figure 1

Claims (1)

【特許請求の範囲】[Claims] (1)原子炉容器を格納するドライウェルと、前記原子
炉容器を支持するペデスタルと、冷却水を貯留するウェ
ットウェルとがベント管にて連結された原子炉格納容器
において、前記ベント管の冷却水通過経路が、全て前記
ドライウェルからペデスタルキャビティーを経由して前
記ウェットウェルへ接続されるよう構成したことを特徴
とする格納容器。
(1) Cooling of the vent pipe in a reactor containment vessel in which a dry well that stores the reactor vessel, a pedestal that supports the reactor vessel, and a wet well that stores cooling water are connected by a vent pipe. A containment vessel characterized in that all water passage paths are connected from the dry well to the wet well via the pedestal cavity.
JP63074243A 1988-03-28 1988-03-28 Nuclear reactor container Pending JPH01245191A (en)

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JP63074243A JPH01245191A (en) 1988-03-28 1988-03-28 Nuclear reactor container

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ID=13541526

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JP (1) JPH01245191A (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2011196964A (en) * 2010-03-24 2011-10-06 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd Reactor containment vessel

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2011196964A (en) * 2010-03-24 2011-10-06 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd Reactor containment vessel

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