JPH02253196A

JPH02253196A - 自然放熱型格納容器の冷却装置

Info

Publication number: JPH02253196A
Application number: JP1073926A
Authority: JP
Inventors: Sunao Narabayashi; 直奈良林; Takenori Ishiyama; 石山　武則
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1989-03-28
Filing date: 1989-03-28
Publication date: 1990-10-11
Anticipated expiration: 2013-06-18
Also published as: JP2766298B2

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装置に関する。

（従来の技術）従来の自然放熱型格納容器の冷却手段は第５図に示した
ように炉心１を内蔵する原子炉圧力容器２と、この原子
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とを格納する原子
炉格納容器６と、この原子炉格納容器６の外側に位置し
て原子炉建屋１３内に設けた格納容器外周プール１２と
から構成されている。格納容器外周プール１２の上部空
間は排気管１４を介してスタック１５に連結している。

サプレッションプール４内には多量の冷却水を保有して
いる。

原子炉圧力容器２内の蒸気が原子炉格納容器６内に漏洩
するような事故か発生した場合、蒸気はドライウェル３
に充満しペン１〜管７を通り、ウェブ１〜ウエル５内に
導かれ、１大プレッションプール１内に噴出し、サプレ
ッションプール４の水によって凝縮される。

この状態か継続すればサプレッションプール４の水温は
」二昇を続けるか、格納容器外周プール１２どの温度差
か人ぎくなるにつれて、その外周プル１２への伝熱量が
増加し、リープレッションブール４の水温は低下してい
くことになる。さらに外周プール１２の水温か上昇して
いくと外周プール１２から蒸発か始まり、このとき蒸発
潜熱を奪うことにより外周プール１２が除熱される。除
熱された熱は自然対流によって排気管１４を通り原子炉
建屋１３の外部に設けたスタック１５から大気中に逃さ
れる。

また、ドライウェル３内の熱は原子炉格納容器６の壁面
から気相部へ伝達されドライウェル３内の圧力、温度抑
制に寄与する。

（発明か解決しようとする課題）上記のような場合においで、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１２に逃すためには、格納容器外周プール１２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
面の高さ以上にしなければならないため、格納容器外周
プール１２の水圧に耐える強度を持った原子炉格納容器
６にする必要がある。

一方、ドライウェル３内に充満した高温高圧の蒸気はベ
ント管７を通り、ベント管７内の水を押し下げてサプレ
ッションプール４内に流入し、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サプレッションプー
ル４内の水を押し下げるだけの圧力がなくなり、サプレ
ッションプール４ないの水による除熱は期待できなくな
る。

そこで、原子炉格納容器の内側に置Ｃブた格納容器冷却
器を設けて、この冷却器により格納容器内の熱を大気開
放の冷却水プールに伝え、冷却水プルの蒸発により格納
容器を冷却する冷却装置も考えられる。しかし、この冷
却装置によると、冷却水プールの水は蒸発により徐々に
減少するため、事故後３日間で約１５００トンもの多量
の水を必要とする。冷却水プールの水量が約１５００ト
ンであれば、事故後３日後には給水車等で水を補給する
等の人的な介入を必要とする。

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器を通して大気中に逃すこと
により、冷却材喪失事故後の冷却を動カヤ操作員の操作
を必要とせずに、長期にわたり安定に冷却可能である自
然放熱型格納容器の冷却装置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）本発明は原子炉格納容器の内側に設けた複数の伝熱管を
有する格納容器冷却器と、この冷却器に接続された蒸気
インジェクタと、この蒸気インジェクタに接続された空
冷塔と、この空冷塔と前記インジェクタとの間に設けら
れた冷却水プールとからなることを特徴とする。

（作　用）ドライウェル内の高温高圧蒸気は伝熱管の表面で冷却さ
れて凝縮する。この高温高圧の蒸気で加熱され伝熱管内
で発生した蒸気は伝熱管の上部プレナムから蒸気インジ
ェクタに流入し、その蒸気インジェクタで冷却されて凝
縮する。凝縮された冷却水は蒸気インジェクタの下方に
接続された給水管を流れて伝熱管の下部プレナムに流入
する。

下部プレナムに流入した冷却水は伝熱管内を上昇し、前
述したトライウェル内の蒸気で加熱されて上部プレナム
に蒸気となって流入する。伝熱管内の冷却水は上述した
循環系路をたどる。一方、蒸気インジェクタには冷却水
プールからの冷却水が流れ込んで前述した上部プレナム
からの蒸気を冷却する。冷却水プールには上部に設けら
れた空冷塔からの冷却水が流入する。空冷塔内には給水
管と連通して接続されたスプレィ管からのスプレィ水が
スプレィノズルから噴射し大気と熱交換し空冷されて冷
却水となり、この冷却水は冷却水プルに流入する。この
ような冷却手段によって原子炉格納容器内を約１ケ月近
い長期にわたり安全に冷却することかできる。

（実施例）本発明の一実施例を第１図から第３図を参照しながら説
明する。

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の気相部に格納容器冷却器９を設置している。原子炉
格納容器６の外部上方には原子炉建＠１３の内壁に沿う
ようにして蒸気インジェクタ２２が設けられている。こ
の蒸気インジェクタ２２と格納容器冷却器１０とは蒸気
排気管１１および給水管２３によって接続されている。

蒸気インジェクタ２２の上部は原子炉建屋１３内の上方
に設けられた冷却水プール８に接続されている。冷却水
プール８の上部には空冷基２５が設置されている。

空冷基２５内にはスプレィノズル１６を有するスプレィ
管２４が設けられており、スプレィ管２４の下端は格納
容器冷却器９の下部プレナム９ｂに接続されている。第
１図の主要部を拡大した第２図に示す通り、格納容器冷
却器９の伝熱管１０内部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９
ａ内では気水分離して、蒸気を蒸気排気管１１から蒸気
インジェクタ２２へ導く。蒸気インジェクタ２２へは上
方の冷却水プール８より大気とほぼ同温度の冷却水が流
下し、蒸気インジェクタ２２内に蒸気凝縮を発生させる
。蒸気インジェクタ２２はこの蒸気凝縮により蒸気の圧
力の数倍の圧力の水を吐出する。この蒸気インジェクタ
２２は機械工学便覧に記載の通り、戦前は蒸気機関車に
用いられていたが、最近では、米１−１ｅｌｉｏｓ社に
より高性能な製品（商品名Ｈｅ１ｉＯＰＡＣ）が開発さ
れ、本発明が構成可能となった。

蒸気インジェクタ２２の吐出水の一部は給水管２３から
下部、プレナム９ｂへと流入し、再び伝熱管１０を上昇
する。また、蒸気インジェクタ２２の吐出水の残りはス
プレィ管２４により空冷基２５へと導かれ、スプレィノ
ズル１６から空冷塔内にスプレィされる。

空冷基２５内部には多数の保水物質１７が設置され、冷
却水は流下中に大気と熱交換する。吐出水の流量配分は
流量調節オリフィス１８で行う。格納容器冷却器９およ
び蒸気インジェクタ２２はそれぞれ複数個設置され、伝
熱管リークや蒸気インジェクタ２２のごみ詰まりに対し
て隔離弁１９により切り替える。また、隔離弁１９は格
納容器内の圧力高信号によって開き、蒸気インジェクタ
２２を自動起動させる。

第１図および第２図に説明した本発明の一実施例では、
格納容器冷却器９で発生した蒸気を蒸気インジェクタ２
２内で凝縮し、空冷”塔２５で大気と熱交換して再び格
納容器冷却器９に戻すため、以下に述べる作用効果を有
する。

第３図（ａ）は従来の格納容器冷却装置の冷却水プール
のプール水量である。冷却水プールの水は蒸発により徐
々に減少し、事故後３日余りでほぼ１００％もの多量の
水が失われてしまう。すなわち、事故後３日後には給水
車等で水を補給するなどの人的な介入を必要とするわけ
である。

一方、第３図（ｂ）は本発明の一実施例に係わる格納容
器冷却装置の冷却水プールのプール水量である。大気と
の熱交換を行うことにより、失われる水は大気との熱交
換中に蒸発するごくわずかの量ですみ、約１カ月近い長
期にわたり徐々に減少するのみである。

第１図および第２図に示した実施例では、原子炉格納容
器２内のドライウェル３に設置した格納容器冷却器９を
用いた例で説明したが、原子炉格納容器６外への崩壊熱
除去手段はこれに限定されるものではなく、第４図に示
す如く、原子炉の主蒸気管２０に蒸気凝縮器２１を接続
して用いてもよい。

この場合、蒸気インジェクタ２２の駆動蒸気は蒸気凝縮
器２１の２次側蒸気を用いる。また、格納容器冷却器９
と蒸気凝縮器１１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。

［発明の効果］本発明によれば、原子炉格納容器内の熱を原子炉格納容
器冷却装置の伝熱面を通して大気中に逃すことにより、
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、少ない冷却水
でも格納容器からの除熱を長期にわたり行えるため、冷
却水プールを内蔵する原子炉建屋を小型化することがで
き、原子炉建屋の構造健全性、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路・納容器冷却装置の
一実施例を示す縦断面図、第２図は第１図の要部である
格納容器冷却装置を拡大して示す縦断面図、第３図（ａ
）および（ｂ）は従来例と本発明の作用効果を示す特性
図、第４図は本発明の他の実施例を示す縦断面図、第５
図は従来の自然放熱型格納容器の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・・・ホットウェル６・・・原子炉格納容器７・・・ベント管８・・・冷却水プール９・・・格納容器冷却器９ａ・・・上部プレノーム９ｂ・・・下部プレナム１０・・・伝熱管１１・・・蒸気排気管１２・・・格納容器外周プール１３・・・原子炉建屋１４・・・排気管１５・・・スタック１６・・・スプレィノズル１７・・・保水物質１８・・・流量調節オリフィス１９・・・隔離弁２０・・・主蒸気管２１・・・蒸気凝縮器２２・・・蒸気インジェクタ２３・・・給水管２４・・・スプレィ管２５・・・空冷基（８７３３”）代理人　弁理士　猪　股　祥　晃（ばか
　１名）

Claims

【特許請求の範囲】

（１）原子炉格納容器の内側に設けた複数の伝熱管を有
する格納容器冷却器と、この冷却器に接続された蒸気イ
ンジェクタと、この蒸気インジェクタに接続された空冷
塔と、この空冷塔と前記インジェクタとの間に設けられ
た冷却プールとからなることを特徴とする自然放熱型格
納容器の冷却装置。
（２）前記蒸気インジェクタの駆動蒸気は前記格納容器
冷却器で発生する蒸気を用い、また前記蒸気シンジエク
タの駆動水は前記空冷塔で冷却された冷却水プール内の
戻り水を用いるように構成したことを特徴とする請求項
１記載の自然放熱型格納容器の冷却装置。
（３）前記空冷塔内の上部にスプレイノズルを設け、こ
のスプレイノズルにより蒸気インジェクタ吐出水をスプ
レイし、前記空冷塔内部に保水物質を設け、この保水物
質を前記スプレイ水が流下中に大気と熱交換するように
構成したことを特徴とする請求項１記載の自然放熱型格
納容器の冷却装置。