JPH02251792A - 自然放熱型格納容器の冷却システム - Google Patents

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。

Description

【発明の詳細な説明】 ［発明の目的］ （産業上の利用分野） 本発明は例えば冷却材喪失事故時の原子炉格納容器の冷
却に好適な自然放熱型格納容器の冷却システムに関する
。

（従来の技術） たとえば第７図に示したように原子炉格納容器２２と原
子炉建屋３０との間の７ニユラスを拡大し、そこに水を
張った格納容器外周プール２８を設け、かつアニユラス
部の気相上部から原子炉建屋に通じるベント管２７を設
け、原子炉格納容器２６内の熱を格納容器壁面を通して
格納容器外周プール２８へ達し、ざらに大気中に逃す構
造の原子炉格納容器の冷却システムが特開昭６３−７５
５９４号公報に開示されている。

すなわち、炉心２１を内蔵する原子炉圧力容器２２を格
納するドライウェル２３と圧力抑制プール２４を有する
ウェットウェル２５とで構成される原子炉格納容器２６
の外側に格納容器外周プール２８を設けたものからなっ
ている。なお、格納容器外周プール２８には座屈防止リ
ング２９が設けられている。この外周プール２８は原子
炉格納容器２６の熱い鉄板を介して伝熱するため熱通過
率が低く、また、効率的な伝熱が行われないため、冷却
作用が効率的でなく大きな伝熱面積を必要とする心配が
あった。ちなみに、熱通過率Ｕを計鋒すると次式の如く
なる。

Ｕ＝［（１／Ｈｉｎ＞＋０．００１＋（１／　（λ／δ
））＋（１／ｌ−１ｏｕｔ）＋０．００２１−’　　＝
（１）ここで、旧ｎは格納容器壁面の水の自然対流熱伝
達率、ＨＯＬｌｔは格納容器壁外面の水の自然対流熱伝
達率、（λ／δ）は格納容器鉄板の熱伝導率と肉厚の比
である。これらの代表的な値を第７図を一例として求め
ると、旧ｎ　＝　９００にｃａｌ／ｍ２−ｈ℃、ＨＯＩ
Ｊｔ＝　６７０ＫＣａｌ／１２−　ｈ　−”Ｃ程度であ
る。また、（λ／δ）は炭素鋼板にステンレス鋼のクラ
ッドを張り付けるため、７００にＣａｌ／ｍ２　・ｈ・
℃程度となり、熱通過率としては２５０Ｋａｌ／ＩＩＩ
　２　・ｈ・℃程度の低い値となる。このタイプの自然
放熱型格納容器冷却システムの原子炉格納容器の内面は
ウェットウェルであるため、事故後はドライウェルから
ベント管２７を経由して送り込まれた多量の窒素が存在
し、蒸気分圧が低くなる傾向にある。

このため、ウェットウェル側と大気に開放された格納容
器外周プール２８の飽和部［１００℃との温度差は小さ
くなる。したがって、原子炉格納容器２６からの除熱１
ｉＱＩ’ｅｌを、仮に今、１０）ＩＶ、温度差を１０℃
とすると、伝熱面積Ａは Ｑｒｅｍ＝Ｕ　−Ａ　−ΔＴ　　　　　　−（２）から
約４ｏｏｏｍ’２必要となる。

ちなみに、伝熱面積４０００７ＦＩＬ２という値は、外
径３０ｍ、高さ４０ｍの巨大な円筒形格納容器の側面積
に相当する。また、温度差Δ丁を大きくするためには、
格納容器（ウェットウェル）の設計圧力を高くして・格
納容器内の雰囲気温度を高くする必要がある。

（発明が解決しようとする課題） 自然放熱型格納容器の冷却システムの技術的成立性は、
伝熱面積を大きくすること、伝熱面内外の熱伝達率を大
きくするとともに伝熱部の肉厚を薄くし熱通過率を大き
くすること、伝熱面内外の温度差を大きくすること等が
考えられる。しかしながら、これらはいずれも原子炉格
納容器の耐圧壁の大きさ、板厚等に関係するため、経済
性、健全性の面からは改善が望まれる課題ある。

本発明は上記課題を解決するためになされたもので、原
子炉格納容器内の熱を冷却装置の伝熱面を通して大気中
に逃すことによって、たとえば冷却材喪失事故後の冷却
を動力および操作員の操作を必要とすることなく、長期
にわたり、安全に冷却できる自然放熱型格納容器の冷却
システムを提供することにある。

［発明の構成］ （課題を解決するための手段） 本発明は冷却装置を複数の伝熱管で構成し、冷却装置の
伝熱管を格納容器内に設置し、冷却装置への注水手段と
して、格納容器外に小型容器を設け、格納容器外の上部
補水プールから格納容器外設置のフロート弁を介して補
水することを特徴とする。

（作　用） 何らかの事由によってたとえば配管破断が生じてドライ
ウェル内に高温高圧蒸気が充満すると、その蒸気Ｇｔ−
ベント管から圧力抑制プールへ流入する。一方、ドライ
ウェル内に設けた冷却装置によって残りの蒸気は冷却さ
れる。すなわち、冷却装置の伝熱管内は小型容器から冷
却水が流れ込んでいる。伝熱管内の水はドライウェルの
気相部の蒸気の凝縮により温度上昇し、沸騰しなから二
相流となって上部プレナム内へ流入する。上部プレナム
で気水分離し、蒸気は大気放出し、水は下降管から下部
プレナムへ流入し、再び伝熱管を上昇する。このように
してドライウェル内の蒸気は安全に冷却される。

（実施例） 本発明に係る自然放熱型格納容器の冷却システムの一実
施例を第１図ないし第３図を参照しながら説明する。

第１図において、炉心１を内蔵した原子炉圧力容器２を
格納するドライウェル３と圧力抑制プール４を有するウ
ェットウェル５とで構成される原子炉格納容器６におい
て、ドライウェル３の気相部に第２図および第３図に示
したような冷却装置の伝熱管１０を設置している。伝熱
管１０内の水はドライウェル３の気相部の蒸気の凝縮に
より温度上昇し、沸騰しなから二相流となって上部プレ
ナム９ａ内へ流入する。上部プレナム９ａ内では気水分
離して、蒸気を蒸気排気管１１から大気へ放出し、水は
下降管１２を下降して下部プレナム９ｂへど流入し、再
び伝熱管１０を上昇する。冷却装置への、注水手段とし
ては、第３図に拡大して示すように原子炉格納容器６の
外部に小型容器１４を設け、第１図に示したように原子
炉格納容器６の外部に設けた上部補水プール８から格納
容器外設置の７０−ト弁１５を介して下降管１２へ補水
する。このように構成すると上部プレナム９ａ内の水位
を一定に維持できるほか、原子炉格納容器６を貫通する
蒸気排気管１１および補水管１３の口径を小ざくするこ
とが可能となる。一方、伝熱管１０の外側の蒸気は対流
促進板１６を設置した場合、対流促進板１６の外側と内
側（冷却装置の伝熱管１０側）との間で対流が促進され
るため、冷却効果がより一層改善されることになる。

以上に説明した本発明の一実施例では、ドライウェル３
の気相部に冷却装置の伝熱管１０ｔｉ−設置しているた
め、第４図に示す解析結果の通り、たとえば原子炉格納
容器６の内圧が４．７ａｔで、窒素と蒸気の質量比が１
０％以内の場合、蒸気の飽和温度は約１４０℃であり、
原子炉格納容器６内の冷却装置の伝熱管１０の壁面内外
温度差へＴを約４０℃と大きくとれる。なお、第４図は
原子炉格納容器の内圧 ４．７ａｔにおける窒素と蒸気の質量比対温度および圧
力との関係を示している。従って、窒素分圧が低く凝縮
熱伝達率が高いドライウェルからの大きな除熱量が得ら
れる。この窒素と蒸気の質量比が１０％以内という値は
、ベント７を通じてドライウェル３内の蒸気と窒素の混
合気体がウェットウェル内に押し出され、窒素のみ凝縮
されずに残り蓄積され続けるため、容易に達成される。

ちなみに、熱通過率と除熱量を計算すると以下の如くな
る。

Ｕ＝［（１／Ｄｉｎ）＋Ｏ，ＯＯ１＋（１／　（λ／δ
））＋（１／ＨＯｕｔ）＋０．００２１−’　　−（３
）この（３）式は前述した（１）式と同様である。

ここで、旧ｎは伝熱管°内面の水の自然対流熱伝達率、
ＨＯＩＪｔは伝熱管外面の蒸気の凝縮熱伝達率、（λ／
δ）は伝熱管の熱伝導率とパイプの透過肉厚の比である
。代表的な値を求めると、旧ｎ＝３８００Ｋｃａｌ／ｍ
２−　ｈ　−’Ｃ１Ｈｏｕｔ＝４４００Ｋｃａｌ／ｍ２
−ｈ・℃程度であり、パイプの肉厚はステンレス鋼を用
いても５ｍ程度に薄くできるので全体の熱通過率Ｕが約
７６０Ｋｃａｌ／ｎ＋２−　ｈ　−’Ｃと大きな値が得
られる。

即ち、従来技術の課題で一例として説明した事故後のｌ
０ＨＷの炉心発生熱量（崩壊熱）を約３００〜３５０ｍ
２の伝熱面積で対処でき、小さい伝熱面積でも効率的に
除熱できることがわかる。また、冷却装置を第２図に示
したように下降管１２と複数の伝熱管１０とをカスケー
ド形に組込んでユニットで構成すれば配置上の裕度も大
きくとることができる。

なお、第５図は窒素と蒸気の質量比（Ｈａ／　８３　）
対伝熱面積（ｙｒｔ２　）を示している。

上記の実施例では冷却装置を原子炉格納容器内のド）イ
ウエルに設置した例で説明したが、設置場所はこれに限
定されるものではなく、第６図に示す如く、事故時に原
子炉圧力容器から流出する水が溜るドライウェル底部の
液相部に置くこともできる。この場合は、対流促進板１
６の機能が重要であり、水の自然対流を促進して、溜り
水の温度均一化をはかると共に、良好な伝熱特性を得る
ことができる。また、冷却装置の伝熱管の上部をドライ
ウェルに溜る水の水面上に出し、気相設置と液相設置の
両者の利点を生かして除熱特性の最適化をはかることも
可能である。さらに、ウェットウェルの液相部と気相部
にまたがって設置したり、両者に複数の冷却装置を設置
することも可能である。

［発明の効果］ 本発明によれば、原子炉格納容器内の熱を冷却装置の伝
熱面を通して大気中に逃がすことにより、冷却材喪失事
故後の冷却を動力や操作員の操作を必要とせずに、長期
にわたり安定に冷却可能である自然放熱型格納容器を提
供することができる。

また、少ない伝熱面積でも格納容器からの除熱量を大き
くとれるため、原子炉格納容器を小型化することができ
、原子炉格納容器の構造健全性、経済性を向上させるこ
とができる。また、ひいては、原子炉建屋のコストを大
幅に下げることも可能となり、産業上の効果も極めて大
きい。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る自然放熱型格納容器の冷却システ
ムの一実施例を示す断面図、第２図は第１図の要部であ
る冷却装置を示す斜視図、第３図は同じく拡大断面図、
第４図および第５図はそれぞれ本発明の作用効果を説明
するための特性図、第６図は本発明に係る自然放熱型格
納容器の冷却システムの他の実施例を示す縦断面図、第
７図は従来の自然放熱型格納容器冷却システムを示す縦
断面図である。 １・・・炉心 ２・・・原子炉圧力容器 ３・・・ドライウェル ４・・・圧力抑制プール ５・・・ウェットウェル ６・・・原子炉格納容器 ７・・・ベント管 ８・・・格納容器外補水プール ９ａ・・・上部プレナム ９ｂ・・・下部プレナム １０・・・伝熱管 １１・・・蒸気排気管 １２・・・下降管 １３・・・補水管 １４・・・小型容器 １５・・・フロート弁 １６・・・対流促進板 １７・・・隔離弁 （８７３３）代理人

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 原子炉格納容器のドライウェルまたはウェットウェル内
   に下降管と複数の伝熱管とを組込んで構成した冷却装置
   を設け、この冷却装置と前記原子炉格納容器の外部に設
   けた小型容器とを連通管で接続し、前記小型容器と前記
   原子炉格納容器の外側に設けた補水プールとをフロート
   弁を介して接続してなることを特徴とする自然放熱型格
   納容器の冷却システム。