JPH0271193A - 原子炉格納容器 - Google Patents
原子炉格納容器Info
- Publication number
- JPH0271193A JPH0271193A JP63223310A JP22331088A JPH0271193A JP H0271193 A JPH0271193 A JP H0271193A JP 63223310 A JP63223310 A JP 63223310A JP 22331088 A JP22331088 A JP 22331088A JP H0271193 A JPH0271193 A JP H0271193A
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- Japan
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- cooling water
- pool
- pressure vessel
- flow path
- steam
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
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Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- 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
Landscapes
- 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】
［発明の目的］
（産業上の利用分野）
本発明は原子力発電プラントの原子炉格納容器に係り、
過渡時あるいは事故時に原子炉圧力容器内の圧力または
熱を放出して、これを吸収させるサブレッションプール
の冷却に関するものである。
過渡時あるいは事故時に原子炉圧力容器内の圧力または
熱を放出して、これを吸収させるサブレッションプール
の冷却に関するものである。
（従来の技術）
従来原子力発電プラントにおいては、第４図の全体構成
断面図に示すように中央に原子炉圧力容器１を設置し、
その周囲を原子炉格納容器２で覆っている。この原子炉
格納容器２の底部には原子炉圧力容器１内の蒸気圧力及
び温度が必要以上に上昇した際に、これを放出して蒸気
圧力及び温度を無理なく降下させるだめの冷却用水を貯
蔵したサブレッションプール３が設置しである。通常こ
のサブレッションプール３は環状で、上部のドライウェ
ル４とはダイヤフラムフロア５で仕切られていて、周囲
及び底部は鋼板によるプールライナ６が施されている。
断面図に示すように中央に原子炉圧力容器１を設置し、
その周囲を原子炉格納容器２で覆っている。この原子炉
格納容器２の底部には原子炉圧力容器１内の蒸気圧力及
び温度が必要以上に上昇した際に、これを放出して蒸気
圧力及び温度を無理なく降下させるだめの冷却用水を貯
蔵したサブレッションプール３が設置しである。通常こ
のサブレッションプール３は環状で、上部のドライウェ
ル４とはダイヤフラムフロア５で仕切られていて、周囲
及び底部は鋼板によるプールライナ６が施されている。
このサブレッションプール３内の冷却用水７は原子炉圧
力容器１からの蒸気放出により放射能を帯びるため、こ
れを遮断する必要から一旦原子炉残留熱除去系の配管８
とポンプ９及び熱交換器１０により循環して冷却用水７
内に放出、吸収された原子炉圧力容器１からの熱を原子
炉補機冷却系に伝達し、この配管１１とポンプ１２及び
熱交換器１３を介して、ざらに配管１４とポンプ１５に
より汲み上げた海あるいは河川１６からの低温の水に伝
達、放出して冷却している。
力容器１からの蒸気放出により放射能を帯びるため、こ
れを遮断する必要から一旦原子炉残留熱除去系の配管８
とポンプ９及び熱交換器１０により循環して冷却用水７
内に放出、吸収された原子炉圧力容器１からの熱を原子
炉補機冷却系に伝達し、この配管１１とポンプ１２及び
熱交換器１３を介して、ざらに配管１４とポンプ１５に
より汲み上げた海あるいは河川１６からの低温の水に伝
達、放出して冷却している。
（発明が解決しようとする課題）
サブレッションプール３内の冷却用水７の冷却には原子
炉残留熱除去系と原子炉補機冷却系の二段の熱交換器１
０．１３と、三段の配管８．１１．１４及びポンプ９．
１２．１５等多数の機器、配管を用いているので、その
設備が複雑で日常の点検保全箇所が多くなる問題があっ
た。なお原子炉残留熱除去系の熱交換器１０、配管８及
びポンプ９には放射線で汚染された冷却用水７が循環す
るので、特に保全管理には留意が必要であり、またこの
原子炉残留熱除去系はサブレッションプール３の冷却だ
けでなく、原子炉を停止した際の炉心の崩壊熱を除去す
る停止時冷却系や冷却材喪失事故時に原子炉に給水する
非常用炉心冷却系等多岐の機能を受持っていて、これも
装備の簡素化が要望されていた。
炉残留熱除去系と原子炉補機冷却系の二段の熱交換器１
０．１３と、三段の配管８．１１．１４及びポンプ９．
１２．１５等多数の機器、配管を用いているので、その
設備が複雑で日常の点検保全箇所が多くなる問題があっ
た。なお原子炉残留熱除去系の熱交換器１０、配管８及
びポンプ９には放射線で汚染された冷却用水７が循環す
るので、特に保全管理には留意が必要であり、またこの
原子炉残留熱除去系はサブレッションプール３の冷却だ
けでなく、原子炉を停止した際の炉心の崩壊熱を除去す
る停止時冷却系や冷却材喪失事故時に原子炉に給水する
非常用炉心冷却系等多岐の機能を受持っていて、これも
装備の簡素化が要望されていた。
本発明は上記に鑑みてなされたもので、その目的とする
ところはサブレッションプールのプールライナ部に冷却
水流路を設けて、原子炉補機冷却系の冷却水によりサブ
レッションプール内の冷却用水を冷却する原子炉格納容
器を提供することにある。
ところはサブレッションプールのプールライナ部に冷却
水流路を設けて、原子炉補機冷却系の冷却水によりサブ
レッションプール内の冷却用水を冷却する原子炉格納容
器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）
冷却用水を貯蔵したサブレッションプールの冷却用水か
接するプールライナ部に冷却水流路を設けて、これに冷
却水を循環させる。
接するプールライナ部に冷却水流路を設けて、これに冷
却水を循環させる。
（作 用）
放射線により汚染されたサブレッションプール内の冷却
用水を外部に出さず、プールライナ部の冷却水流路に原
子炉補機冷却系よりの冷却水を流して、冷却用水を冷却
して原子炉圧力容器からの放出蒸気による圧力と温度上
昇を抑制する。
用水を外部に出さず、プールライナ部の冷却水流路に原
子炉補機冷却系よりの冷却水を流して、冷却用水を冷却
して原子炉圧力容器からの放出蒸気による圧力と温度上
昇を抑制する。
（実施例〉
本発明の一実施例を図面を参照して説明する。
第１図は全体構成断面図で、第２図は第１図の■−ｎ線
に沿った矢視横断面図、第３図は第２図の■−■線に沿
った矢視縦断面図である。原子力発電プラントは、第１
図及び第２図に示すように中央に原子炉圧力容器１を設
置してその周囲を原子炉格納容器２で覆っている。この
原子炉格納容器２の底部には原子炉圧力容器１内の蒸気
圧力及び温度が必要以上に上昇した際に、これを放出し
て蒸気圧力及び温度を降下させるだめの冷却用水７を貯
蔵した環状のサブレッションプール３が設置しである。
に沿った矢視横断面図、第３図は第２図の■−■線に沿
った矢視縦断面図である。原子力発電プラントは、第１
図及び第２図に示すように中央に原子炉圧力容器１を設
置してその周囲を原子炉格納容器２で覆っている。この
原子炉格納容器２の底部には原子炉圧力容器１内の蒸気
圧力及び温度が必要以上に上昇した際に、これを放出し
て蒸気圧力及び温度を降下させるだめの冷却用水７を貯
蔵した環状のサブレッションプール３が設置しである。
このサブレッションプール３の外周のプールライナ１７
はステンレス＆ｌｌＩ製で、第３図の縦断面図に示すよ
うに、外表面にステンレス鋼管による冷却水流路１８が
溶接により密着されている。
はステンレス＆ｌｌＩ製で、第３図の縦断面図に示すよ
うに、外表面にステンレス鋼管による冷却水流路１８が
溶接により密着されている。
この冷却水流路１８には原子炉補機冷却系の配管１１と
ポンプ１２及び熱交換器１３が接続されていて、サブレ
ッションプール３内の冷却用水７を冷却するための冷却
水が循環されている。さらに熱交換器１３には配管１４
とポンプ１５により汲み上げた海必るいは河川１６から
の低温の水が流されるように構成されている。
ポンプ１２及び熱交換器１３が接続されていて、サブレ
ッションプール３内の冷却用水７を冷却するための冷却
水が循環されている。さらに熱交換器１３には配管１４
とポンプ１５により汲み上げた海必るいは河川１６から
の低温の水が流されるように構成されている。
次に上記構成による作用について説明する。サブレッシ
ョンプール３内の冷却用水７は、原子炉圧力容器１内の
蒸気圧力及び温度が必要以上に上昇した際、この蒸気を
放出させられて原子炉圧力容器１内の蒸気圧力及び温度
が安全範囲に低下する代わりに温度が上昇する。この時
原子炉補機冷却系のポンプ１２を運転し、サブレッショ
ンプール３の冷却水流路１８に冷却水を循環させて冷却
用水７より原子炉圧力容器１からの熱を奪う。このため
高温になった冷却水はポンプ１５により汲み上げられた
海あるいは河川１６からの低温の水により熱交換器１３
において冷却される。この冷却機能は従来と同様である
が、原子炉格納容器２の外部の冷却系に直接放射線に汚
染された冷却用水７が流れることがないので、放射線に
よる作業者の被曝の心配がなく保゛仝が容易であり、原
子炉残留熱除去系の熱交換器１０、配管８及びポンプ９
等の機器が不要となって設備が簡略化した。
ョンプール３内の冷却用水７は、原子炉圧力容器１内の
蒸気圧力及び温度が必要以上に上昇した際、この蒸気を
放出させられて原子炉圧力容器１内の蒸気圧力及び温度
が安全範囲に低下する代わりに温度が上昇する。この時
原子炉補機冷却系のポンプ１２を運転し、サブレッショ
ンプール３の冷却水流路１８に冷却水を循環させて冷却
用水７より原子炉圧力容器１からの熱を奪う。このため
高温になった冷却水はポンプ１５により汲み上げられた
海あるいは河川１６からの低温の水により熱交換器１３
において冷却される。この冷却機能は従来と同様である
が、原子炉格納容器２の外部の冷却系に直接放射線に汚
染された冷却用水７が流れることがないので、放射線に
よる作業者の被曝の心配がなく保゛仝が容易であり、原
子炉残留熱除去系の熱交換器１０、配管８及びポンプ９
等の機器が不要となって設備が簡略化した。
なお上記一実施例では、冷却水流路１８をサブレッショ
ンプール３の外周壁の内側に設けたプールライナ１７の
外壁に取付けているが、この冷却水流路１８はサブレッ
ションプール３の内周壁あるいは底部に配置しても良く
、また取付けはプールライナ１７の内壁あるいは内部に
埋設しても同様の効果が得られることは勿論である。
ンプール３の外周壁の内側に設けたプールライナ１７の
外壁に取付けているが、この冷却水流路１８はサブレッ
ションプール３の内周壁あるいは底部に配置しても良く
、また取付けはプールライナ１７の内壁あるいは内部に
埋設しても同様の効果が得られることは勿論である。
［発明の効果コ
以上本発明によれば、冷却系とこれに使用する機器類が
削減でき、特に放射線により汚染された冷却用水を原子
炉格納容器外に出さないので、機器及び配管類の保全、
管理が簡累化され、点検作業者への被曝管理が不要とな
る等、プラントの信頼性が向上する効果がある。
削減でき、特に放射線により汚染された冷却用水を原子
炉格納容器外に出さないので、機器及び配管類の保全、
管理が簡累化され、点検作業者への被曝管理が不要とな
る等、プラントの信頼性が向上する効果がある。
第１図は本発明の全体構成断面図、第２図は第１図のＩ
Ｉ−ｎ線に沿った矢視横断面図、第３図は第２図の■−
■線に沿った矢視縦断面図、第４図は従来の全体構成断
面図である。 １・・・原子炉圧力容器、 ２・・・原子炉格納容器、 ３・・・サブレッションプール、 ７・・・冷却用水、 １１．１４・・・配管、 １２．１５・・・ポンプ
、１３・・・熱交換器、 １６・・・海あるいは河
川、１７・・・プールライナ、 １８・・・冷却水流路
。 代理人 弁理士 大 胡 典 夫
Ｉ−ｎ線に沿った矢視横断面図、第３図は第２図の■−
■線に沿った矢視縦断面図、第４図は従来の全体構成断
面図である。 １・・・原子炉圧力容器、 ２・・・原子炉格納容器、 ３・・・サブレッションプール、 ７・・・冷却用水、 １１．１４・・・配管、 １２．１５・・・ポンプ
、１３・・・熱交換器、 １６・・・海あるいは河
川、１７・・・プールライナ、 １８・・・冷却水流路
。 代理人 弁理士 大 胡 典 夫
Claims (1)
- 中央に原子炉圧力容器を収納する原子炉格納容器におい
て、冷却用水を貯蔵したサブレッションプールの前記冷
却用水が接する部位に冷却水流路を配設したことを特徴
とする原子炉格納容器。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63223310A JPH0271193A (ja) | 1988-09-06 | 1988-09-06 | 原子炉格納容器 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63223310A JPH0271193A (ja) | 1988-09-06 | 1988-09-06 | 原子炉格納容器 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0271193A true JPH0271193A (ja) | 1990-03-09 |
Family
ID=16796144
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63223310A Pending JPH0271193A (ja) | 1988-09-06 | 1988-09-06 | 原子炉格納容器 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0271193A (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0476563A2 (en) * | 1990-09-17 | 1992-03-25 | Hitachi, Ltd. | Nuclear reactor installation with passive cooling |
| CN108281204A (zh) * | 2018-01-24 | 2018-07-13 | 中广核研究院有限公司 | 一种小型堆安注再循环系统 |
| CN108335764A (zh) * | 2018-01-24 | 2018-07-27 | 中广核研究院有限公司 | 一种小型堆乏燃料冷却和净化系统 |
| CN108346475A (zh) * | 2018-01-24 | 2018-07-31 | 中广核研究院有限公司 | 一种小型堆安全壳非能动抑压系统 |
-
1988
- 1988-09-06 JP JP63223310A patent/JPH0271193A/ja active Pending
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0476563A2 (en) * | 1990-09-17 | 1992-03-25 | Hitachi, Ltd. | Nuclear reactor installation with passive cooling |
| CN108281204A (zh) * | 2018-01-24 | 2018-07-13 | 中广核研究院有限公司 | 一种小型堆安注再循环系统 |
| CN108335764A (zh) * | 2018-01-24 | 2018-07-27 | 中广核研究院有限公司 | 一种小型堆乏燃料冷却和净化系统 |
| CN108346475A (zh) * | 2018-01-24 | 2018-07-31 | 中广核研究院有限公司 | 一种小型堆安全壳非能动抑压系统 |
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