JPH02251795A

JPH02251795A - 自然放熱型格納容器の冷却システム

Info

Publication number: JPH02251795A
Application number: JP1071785A
Authority: JP
Inventors: Noboru Saito; 登斎藤
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1989-03-27
Filing date: 1989-03-27
Publication date: 1990-10-09

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）従来の原子炉格納容器の冷却システムについて、沸騰水
型原子炉（以下８ＷＲと略称する）を例に説明する。

第３図は従来のＢＷＲの原子炉格納容器の冷却系の主要
構成機器を示す概略図である。炉心１を内蔵した原子炉
圧力容器２および１次系の高圧配管を収納した原子炉格
納容器６は、ダイアフラムフロアで上下に仕切られてい
る。原子炉格納容器６内の上部をドライウェル３、下部
をウェットウェル５と呼称する。ウェットウェル５には
サプレッションプール４が設けられており、このプール
４内には多量の冷却水を保有している。

冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）等のように、原子炉１次系
の高圧配管が破断して冷却材がドライウェル３内に噴出
した場合、蒸気はベント管７を通じてサプレッションプ
ール４内に導かれ、冷却水により凝縮される。サプレッ
ションプール４の水温は、炉心１から非常用炉心冷却水
によって、ドライウェル３へ放出される崩壊熱により次
第に上昇する。サプレッションプール４内の冷却水の温
度が上昇すると、ドライウェル３内からの蒸気の凝縮が
起り難くなり、原子炉格納容器６内の圧力が上昇してし
まう。このため、格納容器６の外周囲に格納容器外周プ
ール１１を設けて沸騰潜熱と自然循環でサプレッション
プール４内の熱を格納容器外周プール１１へ熱移動させ
ることにより原子炉格納容器外へ熱を放出し、サプレッ
ションプール４内の水の温度の上昇を防ぐ。

（発明が解決しようとする課題）上記構成のような冷却システムにおいて、ドライウェル
３内に充満した蒸気の熱を原子炉格納容器６の壁を介し
格納容器外周プール１１に逃がすためには、格納容器外
周プール１１の水位をドライウェル３を格納する原子炉
格納容器６の壁面の＾ざ以上にしなければならない。そ
のため、格納外周プール１１の水圧に耐える強度を持っ
た構造の原子炉格納容器６にする必要がある。

また、格納容器外周プール１１では、伝熱面積が限られ
ている上に設置場所の自由度も少なく伝熱効率が悪く、
サプレッションプール４内の水の温度が上昇し凝縮が起
き難くなり、原子炉格納容器６内の圧力が上昇する可能
性がある。

本発明は主蒸気等の配管から原子炉格納容器内に高温高
圧の蒸気が漏洩する事故が発生した場合、漏洩した蒸気
の熱を原子炉格納容器内に設置した伝熱管を介して熱を
効率よく上部プールに逃がすことにより、冷却材喪失事
故後の迅速かつ安定した長期冷却が可能な自然放熱型格
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１（課題を解決するための手段）本発明は原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器を格納
するドライウェルおよびサプレッションプールを有する
ウェットウェルと、このドライウェルおよびサプレショ
ンプールを結ぶベント管と、このベント管・ドライウェ
ルおよびウェットウェルならびに原子炉圧力容器を内包
する原子炉格納容器と、この格納容器内を冷却する冷却
装置とからなる自然放熱型格納容器の冷却システムにお
いて、前記原子炉格納容器の上部に設けた上部プールと
、前記サプレッションプール内に設けた伝熱管と、この
伝熱管の冷却水出入口および前記上部プールを接続する
循環配管とからなることを特徴とする。

（作　用）冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）等のように、原子炉１次系
の高圧配管が破断して冷却材がドライウェル内に噴出し
た場合、サプレッションプール内ではドライウェルから
の蒸気の凝縮で液面近傍は熱くプールの底は冷たい温度
分布ができる。サプレッションプールの冷却水の液面近
傍に伝熱面積の大きな伝熱管を設け、この伝熱管から循
環配管て大気中に放出することができる。

（実施例）本発明の第１の実施例を第１図および第２図によって説
明する。

炉心１を内蔵する原子炉圧力容器２を内包するドライウ
ェル３と、サプレッションプール４を有するウェットウ
ェル５と、これらを格納する原子炉格納容器６と、前記
ドライウェル３とサプレッションプール４とを結ぶベン
ト管７と、前記サプレッションプール４内に設けたヘッ
ダ９ａ　、　９ｂを両端に取付けた伝熱管１０と、原子
炉格納容器６の上部に設けた上部プール８と、前記ヘッ
ダ９ａ。

９ｂと上部プール８を結ぶ循環配管１３ａ　、　１３ｂ
とから構成される。なお１、図中１２は大気ベント管、
１４は放出基である。

しかして、上記構成において、事故時にはドライウェル
３内に充満した蒸気はベント管７を通り、ベント管７内
の水を押し下げサプレッションプール４内の底部まで流
入し、高温高圧蒸気はサプレッションプール４内の水に
熱を伝えて凝縮する。

凝縮が進むと蒸気の圧力が低下しベント管７内の水を押
し下げる力が低下し、サブレッションプール４内の上部
にしか流入しなくなるため、サプレッションプール４内
の冷却水は上下で温度分布が生じる。

一方、上部プール８．ヘッダｇａ、ｇｂおよび伝熱管１
０内には水が充填されており、伝熱管１０によりサプレ
ッションプール４内の冷却水の熱を伝熱管１０内の水に
伝達し、弁部された水は上部へラダ９ａを通り上部プー
ル８に流入し、上部プール８内の水に伝達する。上部プ
ール８に流入した量の水が上部プール８から下部ヘッダ
９ｂを通り伝熱管１０内に流入する。この場合、蒸気の
圧力が低下しても、サプレッションプール４内の冷却液
面近傍に設置しているため、常に安定した除熱を行うこ
とができる。また、第２図に示すように上部ヘッダ９ａ
と下部ヘッダ９ｂをクランク型の伝熱管１０で結ぶこと
によりヘッダ９を含む伝熱管システムの熱応力の緩和を
行っている。

上記実施例によれば原子炉格納容器６の上部に設けた上
部プール８と、サプレッションプール４内にヘッダ９ａ
、９ｂを両端に取付けた伝熱管１０と、前記ヘッダ９ａ
　、９ｂと前記上部プール８とを結ぶ循環配管１３ａ　
、　１３ｂを設けることにより、ドライウェル３内に充
満した蒸気の圧力に影響されることなく効率よくサプレ
ッションプール４内の冷却水の熱を伝熱管１０により上
部プール８内の水に伝達し、ドライウェル３内の蒸気の
凝縮を維持し圧力の上昇を防ぐことができる。

なお、伝熱管１Ｇの上下両端にヘッダ９ａ、９ｂを設け
、伝熱管１０をクランク型に形成することによって伝熱
面積を大きくでき、より伝熱効果を持たせることができ
る。また、伝熱管１０をサプレッションプール３内の液
面部に設けることによって伝熱効果をもたせることがで
きる。

［発明の効果］本発明によれば、冷却材喪失事故１麦サプレツシヨンプ
ールの冷却水の蒸気の凝縮による熱を伝熱管を通して効
率よく上部プールに逃がすことにより、原子炉格納容器
内に漏洩した蒸気を効率よく凝縮させ、事故後安定して
原子炉格納容器内の圧力を抑制することが可能となる。

【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概略的縦断面図、第２図は第１図に
おいて使用されるヘッダおよび伝熱管を拡大して示す斜
視図、第３図は従来の自然放熱型格納容器を示す概略的
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・・・サプレッションプール５・・・ウェットウェル６・・・原子炉格納容器７・・・ベント管８・・・上部プール９ａ・・・上部ヘッダ９ｂ・・・下部ヘッダ１０・・・伝熱管１１・・・格納容器外周プール１２・・・大気ベント管１３ａ・・・循環配管１３ｂ・・・循環配管１４・・・放出基（８７３３）代理人　弁厚士　猪　股　祥　晃（ほか　
１名）竿回茅図茅２回

Claims

【特許請求の範囲】

（１）原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器を格納す
るドライウェルおよびサプレッションプールを有するウ
ェットウェルと、このドライウェルおよびサプレション
プールを結ぶベント管と、このベント管・ドライウェル
およびウェットウェルならびに原子炉圧力容器を内包す
る原子炉格納容器と、この原子炉格納容器内を冷却する
冷却装置とからなる自然放熱型格納容器の冷却システム
において、前記原子炉格納容器の上部に設けた上部プー
ルと、前記サプレッションプール内に設けた伝熱管と、
この伝熱管の冷却水出入口および前記上部プールを接続
する循環配管とから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。