JPH02297097A - 原子炉格納容器 - Google Patents

原子炉格納容器

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JPH02297097A
JPH02297097A JP1118369A JP11836989A JPH02297097A JP H02297097 A JPH02297097 A JP H02297097A JP 1118369 A JP1118369 A JP 1118369A JP 11836989 A JP11836989 A JP 11836989A JP H02297097 A JPH02297097 A JP H02297097A
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良之 片岡
Isao Sumida
隅田 勲
Masataka Hidaka
政隆 日高
Masanori Naito
内藤 正則
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    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/004Pressure suppression
    • G21C9/012Pressure suppression by thermal accumulation or by steam condensation, e.g. ice condensers
    • 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
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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】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、原子炉格納容器に係り、特に、冷却材喪失事
故時に作動する原子炉格納容器の長期冷却系の系統から
ポンプ等の動的機器を削除しつつ冷却能力を向上させ格
納容器を小型化するのに好適な構造の原子炉格納容器に
関するものである。
〔従来の技術〕
従来の原子炉のうち、特に冷却材喪失事故時に炉心で発
生する崩壊熱を圧力抑制プール水に一旦蓄えた後、その
圧力抑制プール水に隣接したプール水(以下、外周プー
ルという)への熱伝達により除去するシステムを用いる
原子炉には、「原子カニ業J第34巻第9号(1988
年)の第19〜25頁に論じられているH3BWRやA
SBWRがある。このシステムは、エネルギーを蓄えて
高温となった圧力抑制プール水と低温の外周プール水と
の温度差による自然放熱を利用して、ポンプ等の動的機
器を用いずに事故時の格納容器を冷却する。
また、炉心の冠水維持の方法として、圧力抑制プールの
ベント管よりも下方と圧力容器の炉心の上方とを逆止弁
等を介して接続する方式がある。
この方式では、炉心の冷却水は、炉心(蒸発)→ドライ
ウェル→圧力抑制プール(凝縮)→炉心と循環し、事故
時にも炉心の冠水が維持される。
本発明で用いる圧力抑制プール水中のバッフル板に関す
る従来技術には、例えば特公昭61 ・−31837号
がある、この例は、事故時初期においてベント管から噴
出する不凝縮性ガスによる衝撃荷重からプール内の構造
物を保護するため、ベント管出口に対応した周方向の部
分にのみバッフル板を設置したものである。
〔発明が解決しようとする課題〕
上記従来技術のうち、圧力抑制プールと外周プールとの
間の自然放熱による冷却システムでは、圧力抑制プール
内での温度成層化により、高温となる部分がベント管よ
りも上方のみであることが問題となる。すなわち、ベン
ト管水深が浅い場合は、ベント管よりも上方のみのわず
かの部分が高温となり、外周プールへの放熱に寄与する
領域が小さくなるので、必要な伝熱面積を確保するため
には格納容器直径が大きくなる。ベント管水深を深くす
れば、格納容器の直径は大きくならないが、事故時初期
にベント管から噴出する不凝縮性ガスによってプール水
が盛り上がり、圧力抑制室の天井に衝突して損傷を与え
ないように、自由液面と圧力抑制室の天井の距離を大き
くする必要がある。
この距離は、ベント管水深に比例するので、格納容器の
高さが必然的に高くなる。
さらに、ベント管水深が深い原子炉格納容器に上記炉心
冠水維持の技術を適用すると、以下の理由により、圧力
容器ひいては格納容器が大型化する。事故時には、圧力
容器内圧とベント管出口の圧力がバランスしており、圧
力抑制プールからの冷却水により炉心冠水を維持するに
は、ベント管出口よりも下方の位置と圧力容器とを接続
し、さらに接続した系統より下に炉心上端を位置させる
必要がある。このため、ベント管水深を深くすると、そ
の分だけ炉心上端も低くしなければならず、圧力容器が
下方に大型化し、結果として格納容器もそれにつれて大
型化する。
また、特公昭61−31837号に示された従来技術に
おいては、圧力抑制プール内の自然滞留の促進について
の配慮がない。
本発明の目的は、ポンプ等の動的機器を用いずに、圧力
抑制室内の自然対流を促進し、崩壊熱の蓄熱及び外周プ
ールへの放熱に寄与する領域を拡大し、併せてベント管
水深を浅くして小型化した原子炉格納容器を提供するこ
とである。
〔課題を解決するための手段〕
本発明は、上記目的を達成するために、炉心を収納する
圧力容器と、この圧力容器を包むドライウェル空間と、
内部に冷却水を有する圧力抑制室と、前記ドライウェル
空間と圧力抑制室内の圧力抑制プールとを接続するベン
ト管とを備え、圧力抑制プールから自らの鋼製の器壁を
介して外周に配置された外周プールに炉心の崩壊熱を伝
達する原子炉格納容器において、圧力抑制プールの自由
液面とベント管出口との間に上端があり圧力抑制プール
の底面とベント管出口との間に下端があるバッフル板を
圧力抑制室内の冷却水中に設けた原子炉格納容器を提案
するものである。
前記バッフル板上端とベント管出口との高さの差をh工
とし、ベント管出口とバッフル板下端との高さの差をり
、としたとき、ベント管出口をh工〉h1>h3の範囲
に形成することが望ましい。
さら具体的には、高さの差h3を例えばり、=0.75
h1とする。
いずれの場合も、炉心上端をベント管出口よりも低くし
て圧力容器内に配置し、ベント管出口よりも下方の圧力
抑制室と炉心よりも上方の圧力容器とを逆止弁を有する
冠水系により接続することができる。
前記バッフル板は、ベント管出口より上方では格納容器
側に近接しベント管出口より下方ではこのベント管出口
側に近接した形状とすることも可能である。
前記ベント管出口に対応する放射方向でバッフル板を格
納容器器壁に固定保持するサポートを格納容器の周方向
に複数個設けることもできる。
〔作用〕
事故時には、炉心の崩壊熱により生じてベント管から噴
出する蒸気が、圧力抑制プール水により凝縮される。こ
の結果、温度が上昇し軽くなった水の浮力により、バッ
フル板の外側でバッフル板上端より上方の領域の水温も
上昇している。バッフル板の外側の領域の水は、鋼製の
格納容器を介して外周プールと接しており、外周プール
との温度差により冷却される。この冷却により、水が重
くなり、バッフル板の外側領域に前記自然循環とは独立
に下降流が発生する。この下降流は、バッフル板下端を
回ってバッフル板内側の領域に流入する。それまでバッ
フル板内側でベント管よりも下方の領域には、自然循環
が及ばず、低温のままであったが、この相対的に高温の
下降流の流入によって加温される。なお、このような状
況において、バッフル板外側の領域に定常的な下降流を
発生させるためには、後述する理由により、ベント管の
出口はバッフル板の高さの中間点よりも低くなければな
らない。このバッフル板とベント管との配置により、圧
力抑制プール内の水の流動はベント管下端の深さまで及
び、従来はせいぜいベント管出口の水深までであった高
温領域が拡大し。
プール内の蓄熱特性および外周プールへの放熱特性が向
上する。
この結果、格納容器の健全性を確保するために必要な伝
熱面積が十分に得られ、格納容器の直径を小さくするこ
とが可能であり、また、ベント管の水深を浅くできるの
で、事故時初期の不凝縮性ガスの噴出による水位の盛り
上がりや炉心冠水維持の系統設置のために必要な格納容
器の大型化を回避できる。
〔実施例〕
次に、図面を参照して1本発明による原子炉格納容器の
実施例を説明する。
第1図は本発明による原子炉格納容器の一実施例の構成
を示す縦断面図である。図において、1は炉心、2は炉
心1を内蔵する圧力容器、3は圧力容器2から外部に蒸
気を導く主蒸気管、4はドライウェル空間、5はドライ
ウェル空間と圧力抑制室の圧力抑制プール6とを接続す
るベント管。
7は上記各部分を内部に格納する格納容器、8は前記圧
力抑制室に対応する格納容器7の容器壁外部を取り巻く
外周プール、9は液相空間である圧力抑制プール6とと
もに圧力抑制室を形成する気相空間のドライウェル、1
0は本発明により圧力抑制プール6内に設置されたバッ
フル板、11は圧力容器2と圧力抑制プール6とを接続
する冠水系である。
本実施例の圧力抑制プール6周りの詳細を第2図に示す
、バッフル板10は、ベント管出口20の高さを基準と
した場合、バッフル板の上端の高さhlとバッフル板の
下端の深さh3の関係がhl>h3となるように、圧力
抑制プール6内に配置されている。換言すれば、ベント
管出口は、パンフル板の高さの中間点よりも下に位置し
ている。
一方、冠水系11は、ベント管出口20より下方の圧力
抑制プール6と炉心1の上端よりも上の圧力容器2とを
逆止弁21を介して接続している。
さて、主蒸気管3の破断で代表される冷却材喪失事故時
には、炉心1の崩壊熱により、蒸気は破断口から流出し
続ける。流出した蒸気は、ベント管5を通り圧力抑制プ
ール6内に入り、凝縮される。この凝縮による温度上昇
および設置したバッフル板10の作用で、圧力抑制プー
ル6内には。
第2図に矢印で示したように、自然循環(自然対流)が
形成される。また、事故時には、圧力容器2の内圧とベ
ント管出口20の圧力とが等しくなるため、ベント管出
口と冠水系11の高度差h2に基づく水頭圧により、圧
力容器2に水が流入。
炉心1の上端よりも高い水位を確保する。
ところで、設置したバッフル板10の外側に下降流が確
実に形成される条件を考えてみる。第3図は、バッフル
板10の外側に下降流が形成された場合に推定されるバ
ッフル板内外の高さ方向の温度分布を示したものである
。バッフル板10内側でベント管出口20よりも上の領
域は、ベント管出口近傍での凝縮による加温を開動力と
した自然循環により、温度T8となる。バッフル板10
外側のバッフル板上端以上の領域は、バックル板10内
側と同じ温度T工となっている。バッフル板10外側を
通る下降流は、外周プール8への放熱により、温度が低
下し、バッフル板10下端では、T2となる。外周プー
ル8への放熱特性(対流熱伝達率)が一定と仮定すると
、バッフル板上下端間の温度低下は1図示のように、直
線的となる。そして、温度T2の水がバッフル板下端を
回って内側の領域に流入する結果、バッフル板内側でベ
ント管出口20より下の温度はT2となる。
この温度T2は、後述のバッフル板10内外の圧力バラ
ンスが成立する条件から決まってくる。ただし、バッフ
ル板10下端より下は、いずれの領域も初期温度T。の
状態となる。
この温度分布モデルと、実機の約1710縮尺で16度
セクタ装置による実験結果とを比較して第4図に示す6
図中の各測定値は、装置のベント管模擬部から蒸気を流
入させ始めた時刻よりそれぞれ2,4.および7.5時
間経過した時点の各高さにおける温度実測値を示してお
り、線は上記モデルによる計算結果を示している。実測
値と計算値とは良く一致しており、上記モデルが妥当で
あることが分かる。
このモデルにより、バッフル板10外側に下降流(すな
わちバッフル板10内外の循環)が形成される条件を考
える。その条件は、(1)式で示される。
ρ (T□)h1+ρ (Tz)h3 くρ((T、+T、)/2)  (h、+h、)  (
1)ここで、ρ(T)は温度Tにおける水の密度であり
、その他は第2図および第3図に示した高さおよび温度
である。この条件は、バッフル板1o下端における水頭
を比較して、バッフル板10外側の方が大きい場合のみ
循環が発生するというものである。循環が発生する限界
は、T、=T、になつた場合である。水の密度を、ρ(
T) =a−bTで近似して(1)式を変形し、T、 
= T、とすると、(2)式が得られる。
(h3−h工)(T、−T、)<O(2)バッフル板1
0内外に循環が起こる条件は。
(2)式を満足するり、<hLというバッフル板10と
ベント管出口20の高さの関係である。すなわち、バッ
フル板10をむやみに下方に伸ばした場合、バッフル板
外側の下降流が発生せず、バッフル板10は何の効果も
持たないから、邪魔になるだけである。
ベント管の水深3.7mの実機体系において、h□を2
.7mとして、h3を上記条件内で変化させた場合の蓄
熱特性および放熱特性の変化を第5図に示す、この図は
、バッフル板を設置しない場合を基準にした蓄熱特性お
よび放熱特性の変化を示している11h3を伸ばすにつ
れて、バッフル板10内外の高温領域がベント管出口2
0よりも下方に拡大するため、蓄熱特性および放熱特性
ともに向上する。そのうち(図ではり、/h工>0.7
5)、バッフル板を伸ばすことによる領域拡大よりもバ
ッフル板下端での温度低下の影響がまさり、両特性が低
下し始める。ただし、その場合でも、バッフル板10を
設置しない場合よりも特性が向上している。
本発明の他の実施例を第6図に示す。ベント管出口20
は、圧力抑制プール6内に複数設置されている。本実施
例では、バッフル板10を保持するサポート23が、ベ
ント管出口20に対応する周方向の位置に設置され、バ
ッフル板1oと格納容器壁22とを接続している。事故
時初期においては、ドライウェル9にあった不凝縮性ガ
スがベント管出口20から噴出し水を押しやるため、ベ
ント管出口2oに対応する周方向には大きな動荷重が発
生する。本実施例では、当該位置のバッフル板10がサ
ポート23によって補強されているので、バッフル板1
o自体の厚み等の必要強度を低減できる。
本発明の別の実施例を第7図に示す。本実施例では、バ
ッフル板10の形状が階段状になっており、ベント管出
口2oよりも上方ではバッフル板10が格納容器壁22
に近接しており、ベント管出口20下方ではベント管出
口の側の壁に近接している。既に述べたように事故初期
に噴出する不凝縮性ガスによる動荷重は、ベント管出口
よりも上方で考慮すればよい。本実施例のように、動荷
重を考慮する必要の無いベント管出口2o下方の領域に
おいて、バッフル板10をベント管出口20側に近付け
ることは、相対的に高温のバッフル板10外側の領域を
拡大することであり、蓄熱特性を向上させる効果がある
〔発明の効果〕
本発明によれば、バッフル板による圧力抑制プール内の
自然循環領域が拡大し、格納容器を小型化できる。すな
わち、自然循環領域の拡大により、圧力抑制プール内の
高温領域が広がる。その結果、外周プールへの自然放熱
により格納容器が確実に冷却されるので、必要な伝熱面
積を確保する点では有利となり、格納容器の直径をより
小さくすることが可能となる。また、格納容器の厚さを
滅らすことも考えられる。一方、格納容器直径を変えな
い場合は、必要な伝熱面積を確保するためのベント管の
水深を例えば40%程度浅くできる。
したがって、事故時初期のプールスウェル(ベント管か
ら噴出する不凝縮性ガスで生ずる液面の盛り上がり)に
よる圧力抑制室天井の損傷を回避するために必要なスエ
ットウエル高さを低減できる。すなわち、主蒸気管3が
設置されるドライウェル空間4の底部の高さが低くなる
。また、炉心冠水系11を設置する場合は、ベント管の
水深が浅くなったことに対応して、炉心1の上端を上げ
ることができる。
これらの理由によって、圧力容器ひいては格納容器の高
さを低くすることが可能である。
さらに、ベント管水深が浅くなった結果、ベント管出口
にかがる水頭圧が減り、事故時のドライウェルの圧力も
低減されるので、格納容器の耐圧(強度)をさげること
ができる。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明による原子炉格納容器の一実施例の構成
を示す縦断面図、第2図は第1図実施例の圧力抑制室周
りの詳細断面図、第3図はバッフル板内外の温度分布モ
デルを示す模式図、第4図は第3図モデルについての実
験結果と計算結果とを比較して示す図、第5図は本発明
においてバッフル板下端の位置を変化させた場合の蓄熱
および放熱特性の変化を示す相関図、第6図は本発明の
他の実施例の原子炉格納容器の水平断面図、第7図は本
発明の別の実施例の原子炉格納容器の縦断面図である。 1・・・炉心、2・・・圧力容器、3・・・主蒸気管。 4・・・ドライウェル空間、5・・・ベント管、6・・
・圧力抑制プール、7・・・格納容器、8・・・外周プ
ール、9・・・ドライウェル、10・・・バッフル板、
11・・・冠水系、20・・・ベント管出口、21・・
・逆止弁、22・・・格納容器壁、23・・・サポート

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、炉心を収納する圧力容器と、当該圧力容器を包むド
    ライウェル空間と、内部に冷却水を有する圧力抑制室と
    、前記ドライウェル空間と前記圧力抑制室内の圧力抑制
    プールとを接続するベント管とを備え、前記圧力抑制プ
    ールから自らの鋼製の器壁を介して外周に配置された外
    周プールに前記炉心の崩壊熱を伝達する原子炉格納容器
    において、 前記圧力抑制プールの自由液面と前記ベント管出口との
    間に上端があり前記圧力抑制プールの底面と前記ベント
    管出口との間に下端があるバッフル板を前記圧力抑制室
    内の冷却水中に設けたことを特徴とする原子炉格納容器
    。 2、請求項1に記載の原子炉格納容器において、前記バ
    ッフル板上端と前記ベント管出口との高さの差をh_1
    とし、前記ベント管出口と前記バッフル板下端との高さ
    の差をh_3としたとき、前記ベント管出口をh_1>
    h_3の範囲に形成したことを特徴とする原子炉格納容
    器。 3、請求項2に記載の原子炉格納容器において、前記高
    さの差h_3をh_3=0.75h_1としたことを特
    徴とする原子炉格納容器。 4、請求項1〜3のいずれか一項に記載の原子炉格納容
    器において、 前記炉心上端を前記ベント管出口よりも低く前記圧力容
    器内に配置し、前記ベント管出口よりも下方の前記圧力
    抑制室と前記炉心よりも上方の前記圧力容器とを逆止弁
    を有する冠水系により接続したことを特徴とする原子炉
    格納容器。 5、請求項1〜4のいずれか一項に記載の原子炉格納容
    器において、 前記バッフル板が、前記ベント管出口より上方では前記
    格納容器側に近接し前記ベント管出口より下方では当該
    ベント管出口側に近接した形状を有することを特徴とす
    る原子炉格納容器。 6、請求項1〜5のいずれか一項に記載の原子炉格納容
    器において、 前記ベント管出口に対応する放射方向で前記バッフル板
    を前記格納容器器壁に固定保持するサポートを前記格納
    容器の周方向に複数個設けたことを特徴とする原子炉格
    納容器。
JP1118369A 1989-05-11 1989-05-11 原子炉格納容器 Expired - Lifetime JPH0718941B2 (ja)

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JP1118369A JPH0718941B2 (ja) 1989-05-11 1989-05-11 原子炉格納容器
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