JPH02201293A - 原子炉プラント格納構造用の自然循環式受動冷却系 - Google Patents
原子炉プラント格納構造用の自然循環式受動冷却系Info
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- JPH02201293A JPH02201293A JP1223373A JP22337389A JPH02201293A JP H02201293 A JPH02201293 A JP H02201293A JP 1223373 A JP1223373 A JP 1223373A JP 22337389 A JP22337389 A JP 22337389A JP H02201293 A JPH02201293 A JP H02201293A
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- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/004—Pressure suppression
- G21C9/012—Pressure suppression by thermal accumulation or by steam condensation, e.g. ice condensers
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
- G21C15/12—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
発明の分野
本発明は液冷型の原子炉プラント施設に関するものであ
る。更に詳しく言えば、本発明は核燃料を含んだ原子炉
を収容する格納構造物用の自己作動式の受動冷却系に関
する。
る。更に詳しく言えば、本発明は核燃料を含んだ原子炉
を収容する格納構造物用の自己作動式の受動冷却系に関
する。
発明の背景
典型的な発電用原子炉は、安全対策として格納構造物の
内部に収容されている。原子炉格納構造物は、熱を発生
する核燃料の炉心および原子炉系の補助的な構成部品［
たとえば、冷却材管路（または伝熱管路）の一部など］
を収容した原子炉圧力容器を閉込めるように設計されか
つ使用されている。それらの内容物は放射線や放射性核
分裂生放物の発生源および（または）輸送手段を構成す
るから、原子炉を収容する格納構造物はそれの内部に閉
込められた原子炉系を効果的に隔離しなければならない
。すなわち、原子炉圧力容器とりわけそれに付随する冷
却系統から漏れ出ることのある水、水蒸気、ガスや蒸気
、およびそれらに同伴する核分裂生成物やその他の放射
線源を含めた全ての内容物を閉込める必要があるのであ
る。
内部に収容されている。原子炉格納構造物は、熱を発生
する核燃料の炉心および原子炉系の補助的な構成部品［
たとえば、冷却材管路（または伝熱管路）の一部など］
を収容した原子炉圧力容器を閉込めるように設計されか
つ使用されている。それらの内容物は放射線や放射性核
分裂生放物の発生源および（または）輸送手段を構成す
るから、原子炉を収容する格納構造物はそれの内部に閉
込められた原子炉系を効果的に隔離しなければならない
。すなわち、原子炉圧力容器とりわけそれに付随する冷
却系統から漏れ出ることのある水、水蒸気、ガスや蒸気
、およびそれらに同伴する核分裂生成物やその他の放射
線源を含めた全ての内容物を閉込める必要があるのであ
る。
閉込められた内容物を外界から確実に隔離する流体不透
過性の効果的な格納構造物を用いて上記のごとき要求条
件を満足する構造を実現することには、技術上および建
設上の観点からすれば大きな障害は存在しないのが通例
である。
過性の効果的な格納構造物を用いて上記のごとき要求条
件を満足する構造を実現することには、技術上および建
設上の観点からすれば大きな障害は存在しないのが通例
である。
しかしながら、原子炉系においである種の事故（たとえ
ば冷却材の喪失）が起こった場合には、非常に高温の加
圧水が原子炉系から格納構造物の内部に大量に放出され
ることがある。かかる非常に高温の加圧水はフラッシュ
蒸発して水蒸気になるが、この水蒸気は放射性の核分裂
生成物を運搬すると共に、格納構造物内の圧力および温
度を実質的に上昇させることがある。このような事故に
より、「漏れ防止ｊ型の格納構造物の内部には極めて高
い圧力および温度が発生することがある。
ば冷却材の喪失）が起こった場合には、非常に高温の加
圧水が原子炉系から格納構造物の内部に大量に放出され
ることがある。かかる非常に高温の加圧水はフラッシュ
蒸発して水蒸気になるが、この水蒸気は放射性の核分裂
生成物を運搬すると共に、格納構造物内の圧力および温
度を実質的に上昇させることがある。このような事故に
より、「漏れ防止ｊ型の格納構造物の内部には極めて高
い圧力および温度が発生することがある。
それ故、原子炉系に由来する全ての潜在的に危険な物質
を保持するという所期の役割を果たすため、格納構造物
の保全性および能力には厳しい要求条件が課されること
になる。
を保持するという所期の役割を果たすため、格納構造物
の保全性および能力には厳しい要求条件が課されること
になる。
原子炉特有の大きい熱エネルギーおよびフラ・ンシュ蒸
発した水蒸気がもたらす潜在的に有害な高圧は、格納構
造物からの単なるガス抜きによって解放したり、あるい
はその他の手段によって外部の大気中に逃がしたりする
ことはできない。なぜなら、かかる水蒸気は放射性の核
分裂生成物を同伴もしくは運搬することがあるため、そ
れらの核分裂生成物もまた環境中に放出される恐れがあ
るからである。
発した水蒸気がもたらす潜在的に有害な高圧は、格納構
造物からの単なるガス抜きによって解放したり、あるい
はその他の手段によって外部の大気中に逃がしたりする
ことはできない。なぜなら、かかる水蒸気は放射性の核
分裂生成物を同伴もしくは運搬することがあるため、そ
れらの核分裂生成物もまた環境中に放出される恐れがあ
るからである。
過圧の問題に対処するため、これまでにも様々な圧力抑
制手段が提唱されかつ考案されてきた。
制手段が提唱されかつ考案されてきた。
それらの中には、発生した水蒸気を凝縮させ、それによ
って事故に原因する過圧を低下させるための様々な対策
および装置が含まれている。それらの実例は、米国特許
第３７１３９６８．４３６２６９３．４４７３５２８お
よび４５２６７４３号明細書中に開示されている。
って事故に原因する過圧を低下させるための様々な対策
および装置が含まれている。それらの実例は、米国特許
第３７１３９６８．４３６２６９３．４４７３５２８お
よび４５２６７４３号明細書中に開示されている。
水蒸気によって生じた高圧を緩和するのに有効な圧力抑
制手段が存在しない場合には、巨額の費用をかけて格納
構造物の設計および建設を行うと共に、甚だしく高い内
部の流体圧力に耐えてそれを保持し得るように保守を行
うことが必要となる。
制手段が存在しない場合には、巨額の費用をかけて格納
構造物の設計および建設を行うと共に、甚だしく高い内
部の流体圧力に耐えてそれを保持し得るように保守を行
うことが必要となる。
しかし、格納構造物をいかに強化したとしても、典型的
な発電用原子炉プラントにおいて発生し得る温度および
圧力を考慮すれば、それが絶対に破壊しないという保証
は得られない。
な発電用原子炉プラントにおいて発生し得る温度および
圧力を考慮すれば、それが絶対に破壊しないという保証
は得られない。
事故条件下では、圧力容器内において核燃料の炉心から
発生した崩壊熱は圧力抑制用のガス抜き系または圧力容
器の安全弁および減圧弁を通して格納構造物内に放出さ
れる。従来の原子炉プラントにおいては、かかる過剰の
熱エネルギーは電動機、ポンプ、弁および熱交換器から
成る能動冷却系によって除去されるのが普通であった。
発生した崩壊熱は圧力抑制用のガス抜き系または圧力容
器の安全弁および減圧弁を通して格納構造物内に放出さ
れる。従来の原子炉プラントにおいては、かかる過剰の
熱エネルギーは電動機、ポンプ、弁および熱交換器から
成る能動冷却系によって除去されるのが普通であった。
これらの能動部品の動作は、外部の動力および（または
）運転員の適切な操作に依存している。
）運転員の適切な操作に依存している。
発明の要約
本発明は、原子炉プラントの格納構造物用の自然循環式
受動冷却系に関するものである。かかる受動冷却系は原
子炉格納構造物の内部環境の温度を低下させるための手
段を提供するものであって、周囲温度を低下させて水蒸
気を凝縮させることによって格納構造物内の過圧を緩和
もしくは排除するために役立つ。かかる受動冷却系は、
汚染をもたらす放射性の核分裂生成物を伴うことなしに
熱エネルギーを外部環境中に安全に放散させることを可
能にする自然循環式の熱伝達機構に基づいている。
受動冷却系に関するものである。かかる受動冷却系は原
子炉格納構造物の内部環境の温度を低下させるための手
段を提供するものであって、周囲温度を低下させて水蒸
気を凝縮させることによって格納構造物内の過圧を緩和
もしくは排除するために役立つ。かかる受動冷却系は、
汚染をもたらす放射性の核分裂生成物を伴うことなしに
熱エネルギーを外部環境中に安全に放散させることを可
能にする自然循環式の熱伝達機構に基づいている。
発明の目的
本発明の主たる目的は、原子炉プラント用の新規で改良
された格納構造物冷却系を提供することにある。
された格納構造物冷却系を提供することにある。
また、原子炉プラントの格納構造物用の自然循環式冷却
系を提供することも本発明の目的の１つである。
系を提供することも本発明の目的の１つである。
更にまた、原子炉プラントの格納構造物において、流体
の対流による熱伝達に基づく自己作動式の受動冷却系か
ら成る機能的改良を提供することも本発明の目的の１つ
である。
の対流による熱伝達に基づく自己作動式の受動冷却系か
ら成る機能的改良を提供することも本発明の目的の１つ
である。
更にまた、自然対流による熱伝達に基づくような原子炉
プラントの格納構造物用の受動圧力抑制系を提供するこ
とも本発明の目的の１つである。
プラントの格納構造物用の受動圧力抑制系を提供するこ
とも本発明の目的の１つである。
更にまた、自然循環による熱伝達に基づくような原子炉
プラントの格納構造物用の冷却系を提供することも本発
明の目的の１つである。
プラントの格納構造物用の冷却系を提供することも本発
明の目的の１つである。
発明の詳細な説明
先ず第１図を見ると、原子炉プラント施設置０が示され
ている。かかる原子炉プラント施設置０は、熱を発生す
る核燃料の炉心１４を収容した圧力容器１２から成る原
子炉を含んでいる。核燃料は、核分裂から生じた熱を周
囲の冷却材（通例は水）に伝達する。冷却材としての水
は、いわゆる沸騰水型原子炉においては水蒸気を直接に
発生させるために役立ち、またいわゆる加圧水型原子炉
においては間接的に水蒸気を発生させるための伝熱媒体
として役立つ、冷却材循環管路１６および１８により、
核燃料からの熱出力を伝達するため原子炉圧力容器１２
内に冷却水を送り込むと共に、加熱された水および（ま
たは）水蒸気を原子炉圧力容器１２から導き出すことが
可能になっている。
ている。かかる原子炉プラント施設置０は、熱を発生す
る核燃料の炉心１４を収容した圧力容器１２から成る原
子炉を含んでいる。核燃料は、核分裂から生じた熱を周
囲の冷却材（通例は水）に伝達する。冷却材としての水
は、いわゆる沸騰水型原子炉においては水蒸気を直接に
発生させるために役立ち、またいわゆる加圧水型原子炉
においては間接的に水蒸気を発生させるための伝熱媒体
として役立つ、冷却材循環管路１６および１８により、
核燃料からの熱出力を伝達するため原子炉圧力容器１２
内に冷却水を送り込むと共に、加熱された水および（ま
たは）水蒸気を原子炉圧力容器１２から導き出すことが
可能になっている。
こうして導き出された水および（または）水蒸気は発電
のごとき用途に使用され、次いで回路を通って再循環さ
せられる。
のごとき用途に使用され、次いで回路を通って再循環さ
せられる。
圧力容器１２、炉心１４および若干の関連部品から成る
原子炉は、格納構造物２０の内部に収容されている。か
かる格納構造物２０は底部または床、垂直な側壁、およ
びドームまたは屋根を含むが、それらの表面上には放射
性物質が内部から外部の大気中に漏れ出るのを防止する
ように設計された流体不透過性のライナ２２が設置され
ている。
原子炉は、格納構造物２０の内部に収容されている。か
かる格納構造物２０は底部または床、垂直な側壁、およ
びドームまたは屋根を含むが、それらの表面上には放射
性物質が内部から外部の大気中に漏れ出るのを防止する
ように設計された流体不透過性のライナ２２が設置され
ている。
典型的な水冷型原子炉プラントにおいては、原子炉圧力
容器１２に加えて、格納構造物２０は特定の機能または
目的を達成するように設計された複数の隔室もしくは区
画室をも含んでいる。たとえば、原子炉圧力容器１２は
それに隣接した１つ以上のドライウェル室２４によって
包囲されている。これらのドライウェル室２４は、原子
炉の運転に関連した漏れやその他の原因によって溢れ出
る水、水蒸気またはその他の蒸気を受入れて保持するた
めに役立つ。
容器１２に加えて、格納構造物２０は特定の機能または
目的を達成するように設計された複数の隔室もしくは区
画室をも含んでいる。たとえば、原子炉圧力容器１２は
それに隣接した１つ以上のドライウェル室２４によって
包囲されている。これらのドライウェル室２４は、原子
炉の運転に関連した漏れやその他の原因によって溢れ出
る水、水蒸気またはその他の蒸気を受入れて保持するた
めに役立つ。
また、部分的に水で満たされた１つ以上の隔室２６は１
．内部の水プールの水面下において水蒸気を冷却して凝
縮させるためのサプレッションプール室として役立つ。
．内部の水プールの水面下において水蒸気を冷却して凝
縮させるためのサプレッションプール室として役立つ。
かかるサプレッションプール室２６は導管２８を介して
１つ以上のドライウェル室２４に通じている。導管２８
の一端はドライウェル室２４の上部に開いており、また
他端はサプレッションプール室２６内に含まれる水プー
ルの水面より下方の位置においてサプレッションプール
室２６に開いている。その結果、圧力容器およびそれの
関連回路の高温高圧区域から漏れ出た水蒸気あるいは流
出した熱水からフラッシュ蒸発した水蒸気はドライウェ
ル室２４内に導入される。
１つ以上のドライウェル室２４に通じている。導管２８
の一端はドライウェル室２４の上部に開いており、また
他端はサプレッションプール室２６内に含まれる水プー
ルの水面より下方の位置においてサプレッションプール
室２６に開いている。その結果、圧力容器およびそれの
関連回路の高温高圧区域から漏れ出た水蒸気あるいは流
出した熱水からフラッシュ蒸発した水蒸気はドライウェ
ル室２４内に導入される。
漏れ出た水蒸気あるいは流出した熱水からフラッシュ蒸
発した水蒸気は本質的に高い圧力を有するため、かかる
水蒸気は導管２８を通してドライウェル室２４から排出
され、そして最終的にはサプレッションプール室２６内
の水プールの水面より下方の位置においてサプレッショ
ンプール室２６内に導入される。かかる水蒸気は、水面
下において水プールに接触することによって凝縮する。
発した水蒸気は本質的に高い圧力を有するため、かかる
水蒸気は導管２８を通してドライウェル室２４から排出
され、そして最終的にはサプレッションプール室２６内
の水プールの水面より下方の位置においてサプレッショ
ンプール室２６内に導入される。かかる水蒸気は、水面
下において水プールに接触することによって凝縮する。
その結果、漏れ出た水蒸気あるいは流出した高温高圧の
水からフラッシュ蒸発した水蒸気のために上昇した格納
構造物２０内の圧力は低下することになる。
水からフラッシュ蒸発した水蒸気のために上昇した格納
構造物２０内の圧力は低下することになる。
本発明の好適な実施の態様に従えば、水プールを含んだ
隔室から成る１つ以上の冷却プール室、３０がサプレッ
ションプール室２６の上方に隣接して設置される。
隔室から成る１つ以上の冷却プール室、３０がサプレッ
ションプール室２６の上方に隣接して設置される。
本発明の受動冷却系は１個以上の密閉伝熱容器３２を使
用するものであって、それらの使用形態に応じて幾つか
の実施の態様が存在する０本発明において使用される密
閉伝熱容器３２は密閉されたタンク状の容器または受は
器から成るが、それは密閉されたパイプ断片のごとき細
長いものであってもよい。かかる密閉伝熱容器３２の内
部には、適当な温度範囲（たとえば約５０〜１５０℃）
内に沸点を有しかつ比較的大きい気化熱（または蒸発熱
）を有する流体（たとえば水）が封入されている。かか
る流体は、上記のごとき物理的性質に加えて、系全体を
構成する他の部品や材料に対して化学的に不活性である
ことが必要である。すなわち、かかる流体はそれが接触
し得るいかなる部分に対しても化学的な作用や反応を示
してはならないのである。
用するものであって、それらの使用形態に応じて幾つか
の実施の態様が存在する０本発明において使用される密
閉伝熱容器３２は密閉されたタンク状の容器または受は
器から成るが、それは密閉されたパイプ断片のごとき細
長いものであってもよい。かかる密閉伝熱容器３２の内
部には、適当な温度範囲（たとえば約５０〜１５０℃）
内に沸点を有しかつ比較的大きい気化熱（または蒸発熱
）を有する流体（たとえば水）が封入されている。かか
る流体は、上記のごとき物理的性質に加えて、系全体を
構成する他の部品や材料に対して化学的に不活性である
ことが必要である。すなわち、かかる流体はそれが接触
し得るいかなる部分に対しても化学的な作用や反応を示
してはならないのである。
次に、第２図を参照しながら本発明の実施の一態様を説
明すれば、少なくとも１個の密閉伝熱容器３２Ａが圧力
容器１２に隣接して（たとえば、ドライウェル室２４の
内部に）配置されている。
明すれば、少なくとも１個の密閉伝熱容器３２Ａが圧力
容器１２に隣接して（たとえば、ドライウェル室２４の
内部に）配置されている。
その結果、密閉伝熱容器３２Ａは圧力容器１２またはそ
れに関連した冷却系統（たとえば冷却材循環管路１６お
よび１８）から漏れ出た過剰の熱エネルギーに容易に暴
露されることになる。この実施の態様における密閉伝熱
容器３２Ａは、１本以上のダクト３６を介して少なくと
も１個の密閉凝縮容器３４Ａに連通している。この実施
の態様に従えば、密閉凝縮容器３４Ａは冷却プール室３
０内の水プール中に沈められており、しかも密閉伝熱容
器３２Ａより上方に配置されている。
れに関連した冷却系統（たとえば冷却材循環管路１６お
よび１８）から漏れ出た過剰の熱エネルギーに容易に暴
露されることになる。この実施の態様における密閉伝熱
容器３２Ａは、１本以上のダクト３６を介して少なくと
も１個の密閉凝縮容器３４Ａに連通している。この実施
の態様に従えば、密閉凝縮容器３４Ａは冷却プール室３
０内の水プール中に沈められており、しかも密閉伝熱容
器３２Ａより上方に配置されている。
本発明の自然対流式熱伝熱機構に従って述べれば、原子
炉から発生した過剰の熱エネルギーが発散して密閉伝熱
容器３２Ａに接触すると、その熱エネルギーは密閉伝熱
容器３２Ａ内の液体を加熱する。こうして液体の温度が
それの沸点にまで達すると、液体は気化して蒸気となる
。′熱エネルギーを含んだ蒸気が密閉系内において膨張
する結果、その蒸気はダクト３６を通って移動し、そし
て冷却プール室３０内の水プール中に沈められた密閉凝
縮容器３４Ａに到達する。水中に沈められた密閉凝縮容
器３４Ａの冷却環境中において高温の蒸気は冷却され、
そしてそれが含んでいた熱エネルギーを密閉凝縮容器３
４Ａから冷却プール室３０内の水プール中に放出して液
体に戻る。このように冷却されて凝縮した液体は、重力
の作用下で密閉伝熱容器３２Ａに還流する。
炉から発生した過剰の熱エネルギーが発散して密閉伝熱
容器３２Ａに接触すると、その熱エネルギーは密閉伝熱
容器３２Ａ内の液体を加熱する。こうして液体の温度が
それの沸点にまで達すると、液体は気化して蒸気となる
。′熱エネルギーを含んだ蒸気が密閉系内において膨張
する結果、その蒸気はダクト３６を通って移動し、そし
て冷却プール室３０内の水プール中に沈められた密閉凝
縮容器３４Ａに到達する。水中に沈められた密閉凝縮容
器３４Ａの冷却環境中において高温の蒸気は冷却され、
そしてそれが含んでいた熱エネルギーを密閉凝縮容器３
４Ａから冷却プール室３０内の水プール中に放出して液
体に戻る。このように冷却されて凝縮した液体は、重力
の作用下で密閉伝熱容器３２Ａに還流する。
冷却プール室３０の水プールは原子炉系および上記の冷
却系から物理的に隔離されているから、かかる水プール
中に導入された熱エネルギーは任意適宜の手段によって
大気中に排出することができるのであって、それに伴っ
て放射性物質または放射線を放出する恐れは全くない。
却系から物理的に隔離されているから、かかる水プール
中に導入された熱エネルギーは任意適宜の手段によって
大気中に排出することができるのであって、それに伴っ
て放射性物質または放射線を放出する恐れは全くない。
本発明の上記のごとき実施のＢ様の変形例として、密閉
伝熱容器３２がサプレッションプール室２６内にも配置
されている。詳しく述べれば、密閉伝熱容器３２Ａ″は
水プール中に沈められた状態で配置されており、また密
閉伝熱容器３２Ａ”は水プールの水面よりも上方に配置
されている。
伝熱容器３２がサプレッションプール室２６内にも配置
されている。詳しく述べれば、密閉伝熱容器３２Ａ″は
水プール中に沈められた状態で配置されており、また密
閉伝熱容器３２Ａ”は水プールの水面よりも上方に配置
されている。
これらの密閉伝熱容器３２Ａ°および３２Ａ″は、ダク
ト３６を介して、冷却プール室３０内の水プール中に沈
められた密閉凝縮容器３４Ａ゛および３４Ａ“にそれぞ
れ連通している。その結果、原子炉からサプレッション
プール室２６内に放出された過剰の熱エネルギーは自然
対流によって外部に伝達することができる。すなわち、
密閉伝熱容器３２、ダクト３６および密閉凝縮容器３４
により、過剰の熱エネルギーはサプレッションプール室
２６から冷却プール室３０に輸送されるが、それに伴っ
て汚染をもたらす放射線または放射性物質が放出される
ことはない。その上、かかる冷却系は連続的かつ受動的
なものであって、冷却されて凝縮した液体は重力の作用
下で密閉凝縮容器３４からダクト３６を通して密閉伝熱
容器３２に還流するから、再び熱輸送のために利用する
ことができる。
ト３６を介して、冷却プール室３０内の水プール中に沈
められた密閉凝縮容器３４Ａ゛および３４Ａ“にそれぞ
れ連通している。その結果、原子炉からサプレッション
プール室２６内に放出された過剰の熱エネルギーは自然
対流によって外部に伝達することができる。すなわち、
密閉伝熱容器３２、ダクト３６および密閉凝縮容器３４
により、過剰の熱エネルギーはサプレッションプール室
２６から冷却プール室３０に輸送されるが、それに伴っ
て汚染をもたらす放射線または放射性物質が放出される
ことはない。その上、かかる冷却系は連続的かつ受動的
なものであって、冷却されて凝縮した液体は重力の作用
下で密閉凝縮容器３４からダクト３６を通して密閉伝熱
容器３２に還流するから、再び熱輸送のために利用する
ことができる。
次に、第３図を参照しながら本発明のもう１つの実施の
態様を説明すれば、揮発性液体を含んだ密閉伝熱容器３
２Ｂが設置され、そしてそれの内部を貫通する密閉管路
３８が上記の液体に接触している。管路３８は、弁４０
および冷却材循環管路１６．１８またはそれらの両方を
介して圧力容器１２に連通している。弁４１または４３
のいずれを開くかに応じ、管路３８は圧力容器１２と共
に密閉伝熱容器３２Ｂを貫通する完全な回路を形成する
ように構成することもできるし、あるいはサプレッショ
ンプール室２６にまで到達してそれの水プール中に熱エ
ネルギーを排出し、それによって冷却および（または）
凝縮を行うように構成することもできる。なお、サプレ
ッションプール室２６は本発明の上記のごとき実施の態
様に従って冷却することができる。
態様を説明すれば、揮発性液体を含んだ密閉伝熱容器３
２Ｂが設置され、そしてそれの内部を貫通する密閉管路
３８が上記の液体に接触している。管路３８は、弁４０
および冷却材循環管路１６．１８またはそれらの両方を
介して圧力容器１２に連通している。弁４１または４３
のいずれを開くかに応じ、管路３８は圧力容器１２と共
に密閉伝熱容器３２Ｂを貫通する完全な回路を形成する
ように構成することもできるし、あるいはサプレッショ
ンプール室２６にまで到達してそれの水プール中に熱エ
ネルギーを排出し、それによって冷却および（または）
凝縮を行うように構成することもできる。なお、サプレ
ッションプール室２６は本発明の上記のごとき実施の態
様に従って冷却することができる。
上記のごとき構成のいずれにおいても、管路３８は熱発
生源から過剰の熱エネルギーを移送し、そして密閉伝熱
容器３２Ｂ内に含まれる揮発性液体中を通過する。その
結果、パイプ４２を介して密閉伝熱容器３２Ｂ内の液体
を気化させることによって熱エネルギーが除去される。
生源から過剰の熱エネルギーを移送し、そして密閉伝熱
容器３２Ｂ内に含まれる揮発性液体中を通過する。その
結果、パイプ４２を介して密閉伝熱容器３２Ｂ内の液体
を気化させることによって熱エネルギーが除去される。
こうして生じた蒸気はダクト３６を通して冷却プール室
３０内の密閉凝縮容器３４Ｂに移動し、そこにおいて凝
縮して熱エネルギーを放出する。凝縮した液体は重力の
作用で密閉凝縮容器３４Ｂからダクト３６を通して密閉
伝熱容器３２Ｂに還流し、そして新たな熱輸送サイクル
のために利用される。
３０内の密閉凝縮容器３４Ｂに移動し、そこにおいて凝
縮して熱エネルギーを放出する。凝縮した液体は重力の
作用で密閉凝縮容器３４Ｂからダクト３６を通して密閉
伝熱容器３２Ｂに還流し、そして新たな熱輸送サイクル
のために利用される。
次の第４図は、第３図に関連して上記に記載された実施
の態様の変形例を示している。この場合には、密閉伝熱
容器３２Ｂに１本以上のダクト３６（３６°）が装備さ
れており、それにより密閉凝縮容器３４として役立つ冷
却プール室３０との間に流体の循環ループが形成されて
いる。詳しく述べれば、管路３８から送られてパイプ４
２を通過する流体および（または）原子炉圧力容器の周
囲の雰囲気により、密閉伝熱容器３２Ｂ内の液体は加熱
されて気化する。こうして生じた蒸気はダクト３６を通
って冷却プール室３０内の水プール中に入り、そこで凝
縮して熱を放出する。他方、水プールからの液体がダク
ト３６°を通って密閉伝熱容器３２ｂに還流し、そして
新たな熱輸送サイクルのために利用される。
の態様の変形例を示している。この場合には、密閉伝熱
容器３２Ｂに１本以上のダクト３６（３６°）が装備さ
れており、それにより密閉凝縮容器３４として役立つ冷
却プール室３０との間に流体の循環ループが形成されて
いる。詳しく述べれば、管路３８から送られてパイプ４
２を通過する流体および（または）原子炉圧力容器の周
囲の雰囲気により、密閉伝熱容器３２Ｂ内の液体は加熱
されて気化する。こうして生じた蒸気はダクト３６を通
って冷却プール室３０内の水プール中に入り、そこで凝
縮して熱を放出する。他方、水プールからの液体がダク
ト３６°を通って密閉伝熱容器３２ｂに還流し、そして
新たな熱輸送サイクルのために利用される。
次に、本発明の更に別の実施の態様を第５および６図に
示された２つの変形例に関連して説明しよう、この実施
の態様に従えば、密閉伝熱容器３２がサプレッションプ
ール室２６内に配置される。
示された２つの変形例に関連して説明しよう、この実施
の態様に従えば、密閉伝熱容器３２がサプレッションプ
ール室２６内に配置される。
詳しく述べれば、密閉伝熱容器３２Ｃはサプレッション
プール室２６内の水プール中に沈められた状態で配置さ
れており、また密閉伝熱容器３２０′は水プールの水面
より上方に配置されている。原子炉格納構造物２０の外
部には対応する密閉凝縮容器３４Ｃおよび３４Ｃ°が配
置されていて一内部の密閉伝熱容器３２Ｃまたは３２Ｃ
゛とそれに対応する外部の密閉凝縮容器３４Ｃまたは３
４Ｃ゛とは少なくとも１本のダクト３６によって連通し
ている。この場合の熱伝熱機構は、他の実施の態様の場
合と同じである。すなわち、サブレッジシンプール室２
６に入った過剰の熱エネルギーは密閉伝熱容器３２Ｃお
よび３２Ｃ′内に含まれる液体を気化させる。こうして
生じた蒸気はダクト３６を通って格納構造物の外部の密
閉凝縮容器３４Ｃおよび３４Ｃ′に移動し、そしてがが
る低温の環境中において凝縮して気化熱を放出する。冷
却されて凝縮した液体は重力の作用下で密閉凝縮容器３
４Ｃおよび３４Ｃ゛からダクト３６を通って密閉伝熱容
器３２Ｃおよび３２Ｃ°に還流し、そして新たな熱輸送
および熱発散サイクルのために利用される。
プール室２６内の水プール中に沈められた状態で配置さ
れており、また密閉伝熱容器３２０′は水プールの水面
より上方に配置されている。原子炉格納構造物２０の外
部には対応する密閉凝縮容器３４Ｃおよび３４Ｃ°が配
置されていて一内部の密閉伝熱容器３２Ｃまたは３２Ｃ
゛とそれに対応する外部の密閉凝縮容器３４Ｃまたは３
４Ｃ゛とは少なくとも１本のダクト３６によって連通し
ている。この場合の熱伝熱機構は、他の実施の態様の場
合と同じである。すなわち、サブレッジシンプール室２
６に入った過剰の熱エネルギーは密閉伝熱容器３２Ｃお
よび３２Ｃ′内に含まれる液体を気化させる。こうして
生じた蒸気はダクト３６を通って格納構造物の外部の密
閉凝縮容器３４Ｃおよび３４Ｃ′に移動し、そしてがが
る低温の環境中において凝縮して気化熱を放出する。冷
却されて凝縮した液体は重力の作用下で密閉凝縮容器３
４Ｃおよび３４Ｃ゛からダクト３６を通って密閉伝熱容
器３２Ｃおよび３２Ｃ°に還流し、そして新たな熱輸送
および熱発散サイクルのために利用される。
第５図の変形例においては、密閉凝縮容器３４Ｃおよび
３４Ｃ°は空気またはその他の気体の加速された流れを
誘起するような煙道様のガス通路内に配置されている。
３４Ｃ°は空気またはその他の気体の加速された流れを
誘起するような煙道様のガス通路内に配置されている。
たとえば、第５図に示されるごとく、原子炉格納構造物
２０の外壁から外側に離隔して通路外壁４４が設置され
、それによって気流を誘起するための通路４６が形成さ
れている。ガス通路４６の下部ばかりでなく、ガス通路
４６の途中にも流入口４８を設けることにより、密閉凝
縮容器３４Ｃおよび３４Ｃ°の周囲における冷却気流を
増加させることができる。なお、冷却表面積を増大させ
て冷却効率を向上させるため、密閉凝縮容器３４Ｃおよ
び３４Ｃ゛を図示のごとくに２個以上の相互連結された
小さい容器から構成することもできる。
２０の外壁から外側に離隔して通路外壁４４が設置され
、それによって気流を誘起するための通路４６が形成さ
れている。ガス通路４６の下部ばかりでなく、ガス通路
４６の途中にも流入口４８を設けることにより、密閉凝
縮容器３４Ｃおよび３４Ｃ°の周囲における冷却気流を
増加させることができる。なお、冷却表面積を増大させ
て冷却効率を向上させるため、密閉凝縮容器３４Ｃおよ
び３４Ｃ゛を図示のごとくに２個以上の相互連結された
小さい容器から構成することもできる。
第６図の変形例においては、原子炉格納構造物２０の外
部に配置された密閉凝縮容器３４Ｃ”は比較的多量の冷
却液（たとえば水）中に沈められている。かかる目的の
ためには、たとえば池、湖または沼を使用す、ることが
できる。
部に配置された密閉凝縮容器３４Ｃ”は比較的多量の冷
却液（たとえば水）中に沈められている。かかる目的の
ためには、たとえば池、湖または沼を使用す、ることが
できる。
上記のごとき各種の実施の態様における受動冷短糸の動
作は、対流による熱伝達および重力による還流に基づい
て連続的な冷却液の循環を維持するというもの・である
、この場合の冷却液回路は、流体が密閉伝熱容器から連
通ダクトを通って密閉凝縮容器に移動し、次いで逆の経
路をたどって還流することから成っている。密閉伝熱容
器の周囲の温度が上昇した場合、その内部に含まれた水
またはその他適宜の液体は沸騰もしくは蒸発し、それに
よって熱エネルギーを吸収する。こうして生じた水蒸気
またはその他の蒸気はダクトを通って高所にある密閉凝
縮容器に移動するが、この密閉凝縮容器は冷却環境また
は放熱媒体（たとえば冷却液）によって包囲されている
。その結果、水蒸気またはその他の蒸気は冷却されて凝
縮し、それによって吸収していた熱エネルギーを放出す
る。
作は、対流による熱伝達および重力による還流に基づい
て連続的な冷却液の循環を維持するというもの・である
、この場合の冷却液回路は、流体が密閉伝熱容器から連
通ダクトを通って密閉凝縮容器に移動し、次いで逆の経
路をたどって還流することから成っている。密閉伝熱容
器の周囲の温度が上昇した場合、その内部に含まれた水
またはその他適宜の液体は沸騰もしくは蒸発し、それに
よって熱エネルギーを吸収する。こうして生じた水蒸気
またはその他の蒸気はダクトを通って高所にある密閉凝
縮容器に移動するが、この密閉凝縮容器は冷却環境また
は放熱媒体（たとえば冷却液）によって包囲されている
。その結果、水蒸気またはその他の蒸気は冷却されて凝
縮し、それによって吸収していた熱エネルギーを放出す
る。
輸送してきた熱エネルギーを放出して凝縮した液体は、
重力の作用下で密閉凝縮容器からダクトを通って密閉伝
熱容器に還流する。
重力の作用下で密閉凝縮容器からダクトを通って密閉伝
熱容器に還流する。
本発明の各種の実施の態様における冷却機構は受動的な
ものである。すなわち、それはひとりでに動作を開始し
て実行するのであって、弁、ポンプまたはその他の原動
力の手動制御や自動制御を必要としない、冷却は熱伝達
用液体の自然循環によって達成されると共に、その液体
は重力の作用下で再循環して自己補給される。このよう
にして、外部の動力や運転員の操作を必要とすることな
く、長期間にわたって原子炉格納構造物の冷却が達成さ
れるのである。
ものである。すなわち、それはひとりでに動作を開始し
て実行するのであって、弁、ポンプまたはその他の原動
力の手動制御や自動制御を必要としない、冷却は熱伝達
用液体の自然循環によって達成されると共に、その液体
は重力の作用下で再循環して自己補給される。このよう
にして、外部の動力や運転員の操作を必要とすることな
く、長期間にわたって原子炉格納構造物の冷却が達成さ
れるのである。
更にまた、熱伝達用液体は冷却系の内部に完全に閉込め
られているから、格納構造物内の汚染物質からは隔離さ
れている。それ故、本発明の密閉冷却系は原子炉格納構
造物を貫通して外部の周囲大気中にまで延長することが
可能であり、それによって放射線や放射性物質の漏れを
防止しながら格納構造物の外部にまで熱エネルギーを輸
送することができるのである。
られているから、格納構造物内の汚染物質からは隔離さ
れている。それ故、本発明の密閉冷却系は原子炉格納構
造物を貫通して外部の周囲大気中にまで延長することが
可能であり、それによって放射線や放射性物質の漏れを
防止しながら格納構造物の外部にまで熱エネルギーを輸
送することができるのである。
第１図は原子炉プラントを収容した格納構造物の縦断面
図、第２図は第１図中に示されたサプレッションプール
室およびそれの上方の冷却プール室の拡大断面図、第３
図は原子炉圧力容器およびドライウェル室と共にサプレ
ッションプール室およびそれの上方の冷却プール室を示
す拡大断面図、第４図は原子炉圧力容器およびドライウ
ェル室と共にサプレッションプール室およびそれの上方
の冷却プール室を示す拡大断面図、第５図はサプレッシ
ョンプール室および格納構造物の外部を示す拡大断面図
、そして第６図はサプレッションプール室および格納構
造物の外部を示す拡大断面図である。 図中、１０は原子炉プラント施設、１２は圧力容器、１
４は炉心、１６および１８は冷却材循環管路、２０は格
納構造物、２２はライナ、２４はドライウェル室、２６
はサプレッションプール室、２８は導管、３０は冷却プ
ール室、３２は密閉伝熱容器、３４は密閉凝縮容器、３
６はダクト、３８は管路、４２はパイプ、４４は通路外
壁、４６はガス通路、そして４８は流入口を表わす。
図、第２図は第１図中に示されたサプレッションプール
室およびそれの上方の冷却プール室の拡大断面図、第３
図は原子炉圧力容器およびドライウェル室と共にサプレ
ッションプール室およびそれの上方の冷却プール室を示
す拡大断面図、第４図は原子炉圧力容器およびドライウ
ェル室と共にサプレッションプール室およびそれの上方
の冷却プール室を示す拡大断面図、第５図はサプレッシ
ョンプール室および格納構造物の外部を示す拡大断面図
、そして第６図はサプレッションプール室および格納構
造物の外部を示す拡大断面図である。 図中、１０は原子炉プラント施設、１２は圧力容器、１
４は炉心、１６および１８は冷却材循環管路、２０は格
納構造物、２２はライナ、２４はドライウェル室、２６
はサプレッションプール室、２８は導管、３０は冷却プ
ール室、３２は密閉伝熱容器、３４は密閉凝縮容器、３
６はダクト、３８は管路、４２はパイプ、４４は通路外
壁、４６はガス通路、そして４８は流入口を表わす。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、（ａ）熱を発生する核燃料の炉心を内部に収容した
圧力容器および前記圧力容器の内部と連通しながら外部
に伸びる少なくとも１本の導管を包囲する格納構造物を
含んだ原子炉プラント、（ｂ）前記圧力容器に隣接して
設けられたドライウェル室、（ｃ）冷却液を保持し、か
つ前記ドライウェル室との連通を可能にする導管を具備
したサプレッションプール室、（ｄ）前記圧力容器およ
びそれに連通する導管から漏れ出る過剰の熱エネルギー
を除去するのに有効な位置において前記格納構造物の内
部に配置された、揮発性液体を含む密閉伝熱容器、並び
に（ｅ）少なくとも１本のダクトを介しながら閉回路を
成すようにして前記密閉伝熱容器と連通した密閉凝縮容
器の諸要素から成ることを特徴とする、格納構造物内の
過圧に対する保護をもたらすような原子炉プラントの格
納構造物用の自然循環式受動冷却系。 ２、揮発性液体を含む前記密閉伝熱容器の内部に、前記
圧力容器と共に流体回路を形成する管路が貫通している
結果、前記圧力容器からの過剰の熱エネルギーが前記管
路を通して前記密閉伝熱容器内に移送され、次いで前記
揮発性液体に伝達されて前記密閉凝縮容器に輸送される
請求項１記載の自然循環式受動冷却系。 ３、前記密閉凝縮容器が凝縮液を内部に含む冷却液容器
から成り、かつ揮発性液体を含む前記密閉伝熱容器が少
なくとも１本のダクトを介して前記密閉凝縮容器と連通
している請求項１記載の自然循環式受動冷却系。 ４、前記密閉凝縮容器が冷却プール室内に保持された冷
却液プール中に沈められている請求項２記載の自然循環
式受動冷却系。 ５、揮発性液体を含む前記密閉伝熱容器が前記ドライウ
ェル室の内部に配置されている請求項１記載の自然循環
式受動冷却系。 ６、揮発性液体を含む前記密閉伝熱容器が前記サプレッ
ションプール室の内部に配置されている請求項１記載の
自然循環式受動冷却系。 ７、少なくとも１本のダクトを介しながら閉回路を成す
ようにして前記密閉伝熱容器と連通した前記密閉凝縮容
器が前記格納構造物の外部に配置されている請求項６記
載の自然循環式受動冷却系。 ８、少なくとも１本のダクトを介しながら閉回路を成す
ようにして前記密閉伝熱容器と連通した前記密閉凝縮容
器が前記格納構造物の外部において周囲の大気中に配置
されている請求項７記載の自然循環式受動冷却系。 ９、少なくとも１本のダクトを介しながら閉回路を成す
ようにして前記密閉伝熱容器と連通した前記密閉凝縮容
器が前記格納構造物の外部において水中に沈められてい
る請求項７記載の自然循環式受動冷却系。 １０、（ａ）熱を発生する核燃料の炉心を内部に収容し
た圧力容器および前記圧力容器の内部と連通しながら外
部に伸びる少なくとも１本の導管を包囲する格納構造物
を含んだ原子炉プラント、（ｂ）前記圧力容器に隣接し
て設けられたドライウェル室、（ｃ）冷却液を保持し、
かつ前記ドライウェル室との連通を可能にする導管を具
備したサプレッションプール室、（ｄ）前記ドライウェ
ル室の内部に配置されていると共に、前記圧力容器と共
に流体回路を形成することによって前記圧力容器からの
過剰の熱エネルギーを移送するために役立つ管路によっ
て貫通された、揮発性液体を含む密閉伝熱容器、並びに
（ｅ）少なくとも１本のダクトを介しながら閉回路を成
すようにして前記密閉伝熱容器と連通した密閉凝縮容器
の諸要素から成る結果、前記圧力容器から漏れ出た熱エ
ネルギーが前記密閉伝熱容器を介して前記密閉凝縮容器
に輸送されることを特徴とする、格納構造物内の過圧に
対する保護をもたらすような原子炉プラントの格納構造
物用の自然循環式受動冷却系。 １１、前記密閉凝縮容器が液体プール中に沈められてい
る請求項１０記載の自然循環式受動冷却系。 １２、前記密閉凝縮容器が液体プールを含む隔室から成
る請求項１０記載の自然循環式受動冷却系。 １３、（ａ）熱を発生する核燃料の炉心を内部に収容し
た圧力容器および前記圧力容器の内部と連通しながら外
部に伸びる少なくとも１本の導管を包囲する格納構造物
を含んだ原子炉プラント、（ｂ）前記圧力容器に隣接し
て設けられたドライウェル室、（ｃ）冷却液を保持し、
かつ前記ドライウェル室との連通を可能にする導管を具
備したサプレッションプール室、（ｄ）前記ドライウェ
ル室の内部に配置されていると共に、前記圧力容器と共
に流体回路を形成することによって前記圧力容器からの
過剰の熱エネルギーを移送するために役立つ管路によっ
て貫通された、揮発性液体を含む密閉伝熱容器、並びに
（ｅ）少なくとも１本のダクトを介しながら閉回路を成
すようにして前記密閉伝熱容器と連通し、かつ隔室内に
含まれる液体プール中に沈められた密閉凝縮容器の諸要
素から成る結果、前記圧力容器から漏れ出た熱エネルギ
ーが前記密閉伝熱容器を介して前記密閉凝縮容器に輸送
されることを特徴とする、格納構造物内の過圧に対する
保護をもたらすような原子炉プラントの格納構造物用の
自然循環式受動冷却系。 １４、（ａ）熱を発生する核燃料の炉心を内部に収容し
た圧力容器および前記圧力容器の内部と連通しながら外
部に伸びる少なくとも１本の導管を包囲する格納構造物
を含んだ原子炉プラント、（ｂ）前記圧力容器に隣接し
て設けられたドライウェル室、（ｃ）冷却液を保持し、
かつ前記ドライウェル室との連通を可能にする導管を具
備したサプレッションプール室、（ｄ）冷却プール室、
（ｅ）前記サプレッションプール室に入った過剰の熱エ
ネルギーを除去するため前記サプレッションプール室の
内部に配置された、揮発性液体を含む密閉伝熱容器、並
びに（ｆ）少なくとも１本のダクトを介しながら閉回路
を成すようにして前記密閉伝熱容器と連通し、かつ前記
冷却プール室の内部に配置された密閉凝縮容器の諸要素
から成る結果、前記圧力容器から前記ドライウェル室内
に漏れ出た熱エネルギーが前記密閉伝熱容器を介して前
記冷却プール室内の前記密閉凝縮容器に輸送されること
を特徴とする、格納構造物内の過圧に対する保護をもた
らすような原子炉プラントの格納構造物用の自然循環式
受動冷却系。 １５、前記密閉伝熱容器が前記サプレッションプール室
内の冷却液プールの水面より上方の位置に配置されてい
る請求項１４記載の自然循環式受動冷却系。 １６、前記密閉伝熱容器が前記サプレッションプール室
内の冷却液プールの水面より下方に沈められている請求
項１４記載の自然循環式受動冷却系。 １７、（ａ）熱を発生する核燃料の炉心を内部に収容し
た圧力容器および前記圧力容器の内部と連通しながら外
部に伸びる少なくとも１本の導管を包囲する格納構造物
を含んだ原子炉プラント、（ｂ）前記圧力容器に隣接し
て設けられたドライウェル室、（ｃ）冷却液を保持し、
かつ前記ドライウェル室との連通を可能にする導管を具
備したサプレッションプール室、（ｄ）前記サプレッシ
ョンプール室に入つた過剰の熱エネルギーを除去するた
め前記サプレッションプール室の内部に配置された、揮
発性液体を含む密閉伝熱容器、並びに（ｅ）少なくとも
１本のダクトを介しながら閉回路を成すようにして前記
密閉伝熱容器と連通し、かつ前記格納構造物の外部に配
置された密閉凝縮容器の諸要素から成る結果、前記圧力
容器から前記ドライウェル室内に漏れ出た熱エネルギー
が前記サプレッションプール室内の前記密閉伝熱容器を
介して前記格納構造物の外部の前記密閉凝縮容器に輸送
されることを特徴とする、格納構造物内の過圧に対する
保護をもたらすような原子炉プラントの格納構造物用の
自然循環式受動冷却系。 １８、前記格納構造物の外部に配置された前記密閉凝縮
容器が周囲の大気に暴露される請求項１７記載の自然循
環式受動冷却系。 １９、前記格納構造物の外部に配置された前記密閉凝縮
容器が水プールの水面下に沈められている請求項１７記
載の自然循環式受動冷却系。 ２０、（ａ）熱を発生する核燃料の炉心を内部に収容し
た圧力容器および前記圧力容器の内部と連通しながら外
部に伸びる少なくとも１本の導管を包囲する格納構造物
を含んだ原子炉プラント、（ｂ）前記圧力容器に隣接し
て設けられたドライウェル室、（ｃ）冷却液を保持し、
かつ前記ドライウェル室との連通を可能にする導管を具
備したサプレッションプール室、（ｄ）前記サプレッシ
ョンプール室に入った過剰の熱エネルギーを除去するた
め前記サプレッションプール室の内部に配置された、揮
発性液体を含む密閉伝熱容器、並びに（ｅ）少なくとも
１本のダクトを介しながら閉回路を成すようにして前記
密閉伝熱容器と連通し、かつ前記格納構造物の外部にお
いて冷却ガス流の通過するガス通路中に配置された密閉
凝縮容器の諸要素から成る結果、前記圧力容器から前記
ドライウェル室内に漏れ出た熱エネルギーが前記サプレ
ッションプール室内の前記密閉伝熱容器を介して前記格
納構造物の外部かつ前記ガ又通路の内部に位置する前記
密閉凝縮容器に輸送されることを特徴とする、格納構造
物内の過圧に対する保護をもたらすような原子炉プラン
トの格納構造物用の自然循環式受動冷却系。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US294095 | 1989-01-06 | ||
| US07/294,095 US4948554A (en) | 1989-01-06 | 1989-01-06 | Natural circulating passive cooling system for nuclear reactor containment structure |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02201293A true JPH02201293A (ja) | 1990-08-09 |
| JPH0769454B2 JPH0769454B2 (ja) | 1995-07-31 |
Family
ID=23131856
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1223373A Expired - Lifetime JPH0769454B2 (ja) | 1989-01-06 | 1989-08-31 | 原子炉プラント格納構造用の自然循環式受動冷却系 |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4948554A (ja) |
| EP (1) | EP0377270A3 (ja) |
| JP (1) | JPH0769454B2 (ja) |
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| JP5006178B2 (ja) * | 2007-12-21 | 2012-08-22 | 株式会社東芝 | 原子炉格納容器およびそれを用いた原子力プラント |
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