JPH0136916B2 - - Google Patents

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JPH0136916B2
JPH0136916B2 JP57229635A JP22963582A JPH0136916B2 JP H0136916 B2 JPH0136916 B2 JP H0136916B2 JP 57229635 A JP57229635 A JP 57229635A JP 22963582 A JP22963582 A JP 22963582A JP H0136916 B2 JPH0136916 B2 JP H0136916B2
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JP
Japan
Prior art keywords
vent pipe
containment vessel
vacuum breaker
pool
pressure
Prior art date
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Expired
Application number
JP57229635A
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English (en)
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JPS59116088A (ja
Inventor
Shozo Yamanari
Satoshi Miura
Kimiaki Morya
Akira Matsumoto
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.)
Hitachi Engineering Co Ltd
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Engineering Co Ltd
Hitachi Ltd
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Publication date
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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

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は、原子炉格納容器、さらに詳細には、
冷却材喪失事故に際し、ドライウエル内に放出さ
れた蒸気をベント管を介してウエツトウエル内に
送り込み、ウエツトウエル内に貯えられているプ
ール水によつて凝縮するようにした沸騰水型原子
炉格納容器の改良に関するものである。
〔従来技術〕
第1図に従来型(沸騰水型)原子炉格納容器の
内部構造を示す。原子炉格納容器1は、ダイアフ
ラムフロア4を介してドライウエル2とウエツト
ウエル3とに仕切られており、ウエツトウエル3
内には、プール水5が貯えられ、ドライウエル2
とウエツトウエル3とは、プール水5中に下端開
口部を水没させた複数本の等尺なベント管6,6
…を介して連通されている。図中、7はベント管
6に設けられた真空破壊弁を示す。
以上の構成において、原子炉冷却系配管の破断
にともなう冷却材喪失事故(lossof coolant
accident:以下、LOCAと称す)が万一発生した
場合、ドライウエル2内に放出された蒸気は、ベ
ント管6を介してウエツトウエル3のプール水5
中に送り込まれ、プール水5によつて凝縮作用を
うけるが、その際、ベント管6内に存在していた
非凝縮性のガスは、プール水5中に放出され、こ
の非凝縮性ガスの放出によつてプール水5の液面
は上昇し(プールスウエル現象)、ウエツトウエ
ル3内の圧力がドライウエル2内の圧力よりも高
くなり、ベント管6に設けられた真空破壊弁7が
開弁する(第2図イおよびロの符号X部参照)。
上記したプールスウエルの後、ベント管6から
は、長時間にわたつて蒸気が放出されるが、この
状態において、ベント管6の下端開口部(出口)
では、不連続的に蒸気が凝縮するため(チヤギン
グ現象)、ベント管6内の圧力も不連続的に変動
する。しかして、上記したベント管6内の不連続
的な圧力変動によつて、ウエツトウエル3内の圧
力がドライウエル2内の圧力よりも高くなると、
プールスウエル時と同様、真空破壊弁7が開弁す
るが(第2図イおよびロの符号Y部参照)、チヤ
ギング時における真空破壊弁7の開弁動作は数百
回程度におよぶ。このため、従来においては、チ
ヤギング過程における数百回もの開弁動作に十分
耐え得るよう、真空破壊弁7を堅牢でしかも精度
よく設計、製作する必要があり、原子炉の健全性
を常時維持する観点からは、上記真空破壊弁7を
逐次交換しなければならず、メンテナンスに必要
とする労力と費用とは多大なものがあつた。
〔発明の目的〕
本発明は、以上の点を考慮してなされたもので
あつて、その目的とするところは、LOCA発生に
際し、プールスウエル時のみ真空破壊弁が開弁
し、プールスウエルに続くチヤギング時において
は、従来の数百回にもおよぶ真空破壊弁の開弁動
作を回避してメンテナンスインターバルを長くと
ることのできる改良された原子炉格納容器を提供
しようとするものである。
〔発明の概要〕
上記目的を達成するため、本発明は、ドライウ
エルとウエツトウエルとを、ダイアフラムフロア
を介して上下に仕切り、上記両ウエル間を、複数
本のベント管を介して連通する構造の原子炉格納
容器において、上記複数本のベント管のうちの少
なくとも一本のベント管を他のベント管よりも長
尺とし、この長尺ベント管に真空破壊弁を設けて
なることを特徴とするものである。
〔発明の実施例〕
以下、本発明を、第3図ないし第6図にもとづ
いて詳細に説明すると、第3図は本発明の一実施
例を示す沸騰水型原子炉格納容器の内部構造説明
図であつて、第1図に示す従来型原子炉格納容器
と同一符号は同一部分、すなわち符号1は原子炉
格納容器全体の総称、2はドライウエル、3はウ
エツトウエル、4はダイアフラムフロア、5はプ
ール水、6は複数本からなるベント管、7は真空
破壊弁を示し、本発明においては、上記複数本か
らなるベント管6,6…のうちの一本ないし数本
を長尺ベント管6′とし、この長尺ベント管6′に
真空破壊弁7を設けたことを要旨とするものであ
る。
第4図イおよびロはいずれも第3図に示す原子
炉格納容器内でLOCAが発生した場合の圧力変化
特性線図、第5図イないしハは第4図に線図で示
されている炉内圧力の変化特性を物理現象として
経時的にとらえた第3図の部分拡大図、第6図イ
ないしニは第4図の内容をさらに細かく分析して
示す圧力変化特性線図であつて、本発明におい
て、第5図イに符号Lで示す長尺ベント管6′の
水没部長さは、次式によつて求められる。
|ΔPプール|>|ρ・L|+|ΔPBB|ΔPチ
ヤグ| −|ΔPW/D| ここで、 L :ベント管水没部長さ(m) ΔPプール:プールスウエル時におけるウエツト
ウエル内圧力とベント管内圧力との
差圧の最大値(Kg/m2) ΔPBB:真空破壊弁の開弁に要するウエツトウエ
ル内圧力とベント管内圧力との差圧
(Kg/m2) ΔPチヤグ:チヤギング時におけるウエツトウエ
ル内圧力とベント管内圧力との差圧
の最大値(Kg/m2) ΔPW/D:チヤギング時におけるウエツトウエル内
圧力とベント管内圧力との差圧の最
小値(Kg/m2) ρ :プール水密度(Kg/m3) 以上の構成において、原子炉冷却系配管の破断
にともなうLOCAが万一発生した場合、ドライウ
エル2内に放出された蒸気は、ベント管6および
長尺ベント管6′を介してウエツトウエル3のプ
ール水5中に送り込まれ、プール水5によつて凝
縮作用をうけるが、その際、ベント管6および長
尺ベント管6′内に存在していた非凝縮性のガス
は、第5図ロに示すように、プール水5中に放出
され、この非凝縮性ガスの放出によつてプール水
5の液面は上昇し(プールスウエル現象)、ウエ
ツトウエル3内の圧力がドライウエル2内の圧力
よりも高くなり、長尺ベント管6′に設けられた
真空破壊弁7が開弁する(第4図イおよびロの符
号X部、さらには第6図イおよびニの符号X部参
照)。上記したプールスウエル現象以後、ベント
管6からは、長時間にわたつて蒸気が放出され、
ベント管6の出口では、不連続的に蒸気が凝縮さ
れ、第3図、第5図ハ、第6図ロおよびハに示す
ように、チヤギング現象がみられるが、LOCA初
期(プールスウエル時)に比べて蒸気放出量の少
ないこの時期において、ベント管6よりもプール
水5中への水没部長さが長い長尺ベント管6′の
出口では、第3図、第4図イおよびロ、第5図
ハ、第6図イおよびニに示すように、チヤギング
現象はみられず、したがつて長尺ベント管6′に
設けられている真空破壊弁7が開弁することはな
い。なお、ベント管6のチヤギング時、長尺ベン
ト管6′の出口で蒸気凝縮がおこなわれなくとも、
この時期においては、既述のごとく、LOCA初期
に比べて蒸気発生量が少ないので、格納容器1内
の安全性が損なわれることはない。
〔発明の効果〕
本発明は以上のごときであり、本発明によれ
ば、原子炉冷却系配管の破断にともなうLOCAが
万一発生しても、真空破壊弁7が開弁するのは、
プールスウエル時の一回程度であり、プールスウ
エルの後に続くチヤギング時にあつては、真空破
壊弁7の開弁動作を回避することができるから、
従来のように、チヤギングに際して数百回も開弁
動作する場合に比べて真空破壊弁7に対する信頼
性は大幅に向上され、メンテナンスインターバル
を長くしてこの種作業に要する労力と費用の低減
化をはかることができ、プラント稼動率の向上化
にも大きく貢献することができる。また、本発明
においては、ベント管6と長尺ベント管6′との
水没部の長さが異なることにより、プールスウエ
ル時、ベント管6と長尺ベント管6′とからの蒸
気放出に時間的ズレを生じ、蒸気圧力の最大値が
従来よりも低減されるから、格納容器の設計荷重
を小さくすることができ、プラント建設費の低減
化をはかることも可能となる。
このように、本発明によれば、LOCA発生に際
し、プールスウエル時のみ真空破壊弁が開弁し、
プールスウエルに続くチヤギング時においては、
従来の数百回にもおよぶ真空破壊弁の開弁動作を
回避してメンテナンスインターバルを長くとるこ
とのできる改良された原子炉格納容器を得ること
ができる。
【図面の簡単な説明】
第1図は従来型原子炉格納容器の内部構造説明
図、第2図イおよびロはいずれも第1図に示す格
納容器内で冷却材喪失事故が発生した場合の圧力
変化特性線図、第3図は本発明の一実施例を示す
原子炉格納容器の内部構造説明図、第4図イおよ
びロはいずれも第3図に示す格納容器内で冷却材
喪失事故が発生した場合の圧力変化特性線図、第
5図イないしハは第4図に線図で示されている炉
内圧力の変化特性を物理現象として経時的にとら
えた第3図の部分拡大図、第6図イないしニは第
4図の内容をさらに細かく分析して示す圧力変化
特性線図である。 1…原子炉格納容器、2…ドライウエル、3…
ウエツトウエル、4…ダイアフラムフロア、5…
プール水、6…ベント管、6′…長尺ベント管、
7…真空破壊弁。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 1 ドライウエルとウエツトウエルとを、ダイア
    フラムフロアを介して上下に仕切り、上記両ウエ
    ル間を、複数本のベント管を介して連通する構造
    の原子炉格納容器において、上記複数本のベント
    管のうち少なくとも一本のベント管を他のベント
    管よりも長尺とし、この長尺ベント管に真空破壊
    弁を設けてなることを特徴とする原子炉格納容
    器。
JP57229635A 1982-12-23 1982-12-23 原子炉格納容器 Granted JPS59116088A (ja)

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JP57229635A JPS59116088A (ja) 1982-12-23 1982-12-23 原子炉格納容器

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JP57229635A JPS59116088A (ja) 1982-12-23 1982-12-23 原子炉格納容器

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JPS59116088A JPS59116088A (ja) 1984-07-04
JPH0136916B2 true JPH0136916B2 (ja) 1989-08-03

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ID=16895280

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JP57229635A Granted JPS59116088A (ja) 1982-12-23 1982-12-23 原子炉格納容器

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JPS59116088A (ja) 1984-07-04

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