JPH03158790A - 原子力発電所の冷却設備 - Google Patents
原子力発電所の冷却設備Info
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- JPH03158790A JPH03158790A JP1296102A JP29610289A JPH03158790A JP H03158790 A JPH03158790 A JP H03158790A JP 1296102 A JP1296102 A JP 1296102A JP 29610289 A JP29610289 A JP 29610289A JP H03158790 A JPH03158790 A JP H03158790A
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- cooling
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- 238000001816 cooling Methods 0.000 title claims abstract description 37
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 claims abstract description 10
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 27
- 239000002826 coolant Substances 0.000 abstract description 12
- 239000000463 material Substances 0.000 abstract description 2
- 230000001629 suppression Effects 0.000 description 14
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 4
- 230000005484 gravity Effects 0.000 description 2
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 238000011534 incubation Methods 0.000 description 1
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-
- 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、原子力発電所の冷却設備に関する。
（従来の技術）
原子力発電所には、万一の冷却材喪失事故等が発生した
場合を想定して、事故後長期にわたって炉心から発生す
る崩壊熱を原子炉格納容器外へ除去する冷却設備が設け
られている。
場合を想定して、事故後長期にわたって炉心から発生す
る崩壊熱を原子炉格納容器外へ除去する冷却設備が設け
られている。
第２図は、従来の原子力発電所の冷却設備の模式図であ
る。炉心１は、原子炉圧力容器２に収容されている。こ
の原子炉圧力容器２は、原子炉格納容器３に収容されて
いる。原子炉圧力容器２には主蒸気管４が接続されてお
り、原子炉圧力容器２内で発生した蒸気を図示しないタ
ービンへ送るように構成されている。また、原子炉圧力
容器２には給水管５が接続されており、図示しないター
ビンと復水器を経た冷却材が供給されるように構成され
ている。原子炉格納容器３の下部には、サプレッション
ブール６が設置されている。サプレッションブール６に
は、一端がサプレッションブール６内に貯えられた水中
に開口し、他端が原子炉格納容器３の空間部に開口して
設けられたベント管７が設置されている。また、サプレ
ッションブール６の上部には、真空破壊弁８が設けられ
ている。格納容器冷却用ポンプ９は、原子炉格納容器３
の下方に設置され、格納容器冷却用配管１０を介してサ
プレッションブール６内の水を循環させるように構成さ
れている。格納容器冷却用熱交換器１１は格納容器冷却
用ポンプ９の下流に設置され、海や池、川等の水源１２
と取水配管１３、排水配管１４を介して熱交換するよう
に構成されている。循環ポンプ１５は、取水配管１３に
設置されている。格納容器冷却用ポンプ９と循環ポンプ
１５は、ケーブル１６を介して、常用電源１７と非常用
ディーゼル発電機１８から電力の供給を受けられるよう
に構成されている。
る。炉心１は、原子炉圧力容器２に収容されている。こ
の原子炉圧力容器２は、原子炉格納容器３に収容されて
いる。原子炉圧力容器２には主蒸気管４が接続されてお
り、原子炉圧力容器２内で発生した蒸気を図示しないタ
ービンへ送るように構成されている。また、原子炉圧力
容器２には給水管５が接続されており、図示しないター
ビンと復水器を経た冷却材が供給されるように構成され
ている。原子炉格納容器３の下部には、サプレッション
ブール６が設置されている。サプレッションブール６に
は、一端がサプレッションブール６内に貯えられた水中
に開口し、他端が原子炉格納容器３の空間部に開口して
設けられたベント管７が設置されている。また、サプレ
ッションブール６の上部には、真空破壊弁８が設けられ
ている。格納容器冷却用ポンプ９は、原子炉格納容器３
の下方に設置され、格納容器冷却用配管１０を介してサ
プレッションブール６内の水を循環させるように構成さ
れている。格納容器冷却用熱交換器１１は格納容器冷却
用ポンプ９の下流に設置され、海や池、川等の水源１２
と取水配管１３、排水配管１４を介して熱交換するよう
に構成されている。循環ポンプ１５は、取水配管１３に
設置されている。格納容器冷却用ポンプ９と循環ポンプ
１５は、ケーブル１６を介して、常用電源１７と非常用
ディーゼル発電機１８から電力の供給を受けられるよう
に構成されている。
事故が発生すると崩壊熱は、サプレッションブール６に
伝えられる。原子炉格納容器３内のサプレッションブー
ル６に貯えられた崩壊熱は、格納容器冷却用ポンプ９及
び格納容器冷却用熱交換器１１により原子炉格納容器３
外部の２次側に伝えられる。２次側の熱は循環ポンプ１
５により最終的な熱の逃がし場である海等の水源１２に
伝達される。
伝えられる。原子炉格納容器３内のサプレッションブー
ル６に貯えられた崩壊熱は、格納容器冷却用ポンプ９及
び格納容器冷却用熱交換器１１により原子炉格納容器３
外部の２次側に伝えられる。２次側の熱は循環ポンプ１
５により最終的な熱の逃がし場である海等の水源１２に
伝達される。
このように、従来の原子炉格納容器の崩壊熱を除去する
設備は、動的なポンプ、熱交換器、ポンプを駆動するた
めの電源である非常用ディーゼル発電機、これらの機器
を連絡する配管、及び電気ケーブル等から構成されてお
り、さらに、高度の信頼性を確保するために上記設備は
複数系統独立に設置されている。したがって、膨大な物
量を必要としていた。
設備は、動的なポンプ、熱交換器、ポンプを駆動するた
めの電源である非常用ディーゼル発電機、これらの機器
を連絡する配管、及び電気ケーブル等から構成されてお
り、さらに、高度の信頼性を確保するために上記設備は
複数系統独立に設置されている。したがって、膨大な物
量を必要としていた。
（発明が解決しようとする課題）
前述のように、従来の原子力発電所の冷却設備は、冷却
材喪失事故が発生した場合、炉心で発生する崩壊熱を除
去するために、動的な駆動源を必要とする多数の機器か
ら構成される系統設備を必要としていた。
材喪失事故が発生した場合、炉心で発生する崩壊熱を除
去するために、動的な駆動源を必要とする多数の機器か
ら構成される系統設備を必要としていた。
本発明の目的は、ポンプ等の動的な駆動源を削減し、長
期にわたって炉心で発生する崩壊熱の除去を安定して行
なうことができる原子力発電所の冷却設備を得ることに
ある。
期にわたって炉心で発生する崩壊熱の除去を安定して行
なうことができる原子力発電所の冷却設備を得ることに
ある。
［発明の構成］
（課題を解決するための手段）
上記目的を達成するために、本発明においては、炉心を
収容する原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器を収容
する原子炉格納容器と、この原子炉格納容器内であって
前記炉心より高い位置に設けられた冷却壁と、前記原子
炉圧力容器から主蒸気管を介して前記原子炉格納容器の
上部に開放する第１の配管と、前記原子炉格納容器の下
部に一端を開放し前記原子炉圧力容器に他端が接続され
た第２の配管と、前記原子炉格納容器外であって前記冷
却壁と熱交換体を介して設けられた冷却水源とから成る
ことを特徴とする原子力発電所の冷却設備を提供する。
収容する原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器を収容
する原子炉格納容器と、この原子炉格納容器内であって
前記炉心より高い位置に設けられた冷却壁と、前記原子
炉圧力容器から主蒸気管を介して前記原子炉格納容器の
上部に開放する第１の配管と、前記原子炉格納容器の下
部に一端を開放し前記原子炉圧力容器に他端が接続され
た第２の配管と、前記原子炉格納容器外であって前記冷
却壁と熱交換体を介して設けられた冷却水源とから成る
ことを特徴とする原子力発電所の冷却設備を提供する。
（作 用）
事故後長期に亘って炉心の崩壊熱により発生した蒸気は
原子炉圧力容器から第１の配管を介して原子炉格納容器
上部に放出され、冷却壁を介して冷却され凝縮する。凝
縮した蒸気は凝縮水となり原子炉格納容器下部に落下す
る。蒸気の保有していた潜熱は、冷却壁から熱交換体を
介して原子炉格納容器外部の冷却水源に伝えられる。原
子炉格納容器下部に溜った凝縮水は、第２の配管を介し
て自然環境により原子炉圧力容器内へ戻る。原子炉圧力
容器に戻った水は再び炉心を冷却し、蒸気となって原子
炉格納容器上部に至ることになり、以上の作用が繰りか
えされることになる。
原子炉圧力容器から第１の配管を介して原子炉格納容器
上部に放出され、冷却壁を介して冷却され凝縮する。凝
縮した蒸気は凝縮水となり原子炉格納容器下部に落下す
る。蒸気の保有していた潜熱は、冷却壁から熱交換体を
介して原子炉格納容器外部の冷却水源に伝えられる。原
子炉格納容器下部に溜った凝縮水は、第２の配管を介し
て自然環境により原子炉圧力容器内へ戻る。原子炉圧力
容器に戻った水は再び炉心を冷却し、蒸気となって原子
炉格納容器上部に至ることになり、以上の作用が繰りか
えされることになる。
（実施例）
以下、本発明の実施例を第１図を参照して説明する。
第１図は、本発明の一実施例の模式図である。
炉心２０は、原子炉圧力容器２１に収容されている。
この原子炉圧力容器２１は、原子炉格納容器２２に収容
されている。原子炉圧力容器２１には、主蒸気管２３及
び給水管２４が接続されている。原子炉格納容器２２下
部には、サプレッションブール２５とベント管２６が設
置されている。また、サプレッションブール２５の上部
には、真空破壊弁２７が設置されている。主蒸気管２３
には、減圧弁２８が設置され、第１の配管である排気管
２９の流路を開閉するように構成されている。減圧弁２
８は逃がし弁としての機能を持ち、事故信号等を受けて
開するように構成されている。排気管２９は、原子炉格
納容器２２内の上部に開放されている。第１の冷却水源
である水ブール３３は、原子炉格納容器２２外へ設置さ
れ冷却壁３２を隔てて原子炉格納容器２２の上部に隣接
して設置されている。第２の配管である戻り配管３４は
、原子炉格納容器２２の下部と原子炉圧力容器２１を弁
３５を介して接続している。
されている。原子炉圧力容器２１には、主蒸気管２３及
び給水管２４が接続されている。原子炉格納容器２２下
部には、サプレッションブール２５とベント管２６が設
置されている。また、サプレッションブール２５の上部
には、真空破壊弁２７が設置されている。主蒸気管２３
には、減圧弁２８が設置され、第１の配管である排気管
２９の流路を開閉するように構成されている。減圧弁２
８は逃がし弁としての機能を持ち、事故信号等を受けて
開するように構成されている。排気管２９は、原子炉格
納容器２２内の上部に開放されている。第１の冷却水源
である水ブール３３は、原子炉格納容器２２外へ設置さ
れ冷却壁３２を隔てて原子炉格納容器２２の上部に隣接
して設置されている。第２の配管である戻り配管３４は
、原子炉格納容器２２の下部と原子炉圧力容器２１を弁
３５を介して接続している。
冷却材喪失事故を想定した場合、原子炉圧力容器２１か
ら冷却材が流出し、熱が原子炉格納容器２２内に放出さ
れるが、短期的な熱吸収はサプレッションブール２５等
の原子炉格納容器２２内に保をしている冷却水によりな
される。即ち、原子炉格納容器２２に放出された高；Ｈ
の冷却材により、原子炉格納容器２２内の圧力は上昇す
る。放出された冷却材のうち蒸気はベント管２Ｂよりサ
プレッションブール２５へ流入し、保育熱はサプレッシ
ョンブール２５内の水に吸収されることにより圧力上昇
は抑制される。一方、蒸気とならなかった高温の冷却水
は原子炉格納容器２２の下部に滞留する。サプレッショ
ンブール２５側の圧力が高くなった場合には、真空破壊
弁２７が作動し、原子炉格納容器２２側に圧力を逃がす
。
ら冷却材が流出し、熱が原子炉格納容器２２内に放出さ
れるが、短期的な熱吸収はサプレッションブール２５等
の原子炉格納容器２２内に保をしている冷却水によりな
される。即ち、原子炉格納容器２２に放出された高；Ｈ
の冷却材により、原子炉格納容器２２内の圧力は上昇す
る。放出された冷却材のうち蒸気はベント管２Ｂよりサ
プレッションブール２５へ流入し、保育熱はサプレッシ
ョンブール２５内の水に吸収されることにより圧力上昇
は抑制される。一方、蒸気とならなかった高温の冷却水
は原子炉格納容器２２の下部に滞留する。サプレッショ
ンブール２５側の圧力が高くなった場合には、真空破壊
弁２７が作動し、原子炉格納容器２２側に圧力を逃がす
。
事故後長期に亘って炉心２０の崩壊熱により発生した蒸
気は、原子炉圧力容器２１から減圧弁２８、排気管２９
を通って原子炉格納容器２２の上部に放出され冷却壁３
２で冷却され凝縮水となり原子炉格納容器２２の下部に
落下し、原子炉格納容器２２の下部に滞留している流出
冷却材とともに戻り配管３４を冠水させる。また蒸気の
保有していた潜熱は、冷却壁３２を介して原子炉格納容
器２２外部の水ブール３３に伝えられる。原子炉格納容
器２２の下部に溜った凝縮水３Ｂは戻り配管３４を介し
て自然環境により原子炉圧力容器２１内へ戻る。原子炉
圧力容器２１に戻った水は再び炉心２０を冷却し、蒸気
となって原子炉格納容器２２の上部に至ることになり、
以上のシーケンスが繰りかえされることになる。
気は、原子炉圧力容器２１から減圧弁２８、排気管２９
を通って原子炉格納容器２２の上部に放出され冷却壁３
２で冷却され凝縮水となり原子炉格納容器２２の下部に
落下し、原子炉格納容器２２の下部に滞留している流出
冷却材とともに戻り配管３４を冠水させる。また蒸気の
保有していた潜熱は、冷却壁３２を介して原子炉格納容
器２２外部の水ブール３３に伝えられる。原子炉格納容
器２２の下部に溜った凝縮水３Ｂは戻り配管３４を介し
て自然環境により原子炉圧力容器２１内へ戻る。原子炉
圧力容器２１に戻った水は再び炉心２０を冷却し、蒸気
となって原子炉格納容器２２の上部に至ることになり、
以上のシーケンスが繰りかえされることになる。
崩壊熱により発生した蒸気を捕集し凝縮水を閉ループを
構成する戻り配管により原子炉圧力容器に還流させる類
似の方式では、戻り配管自身が破断した場合、原子炉圧
力容器内の冷却材が補給されることなく、蒸発を続け、
炉心の冷却状態が悪化することが懸念されるが、この実
施例では、破断の種類によらず最終的に同一の冷却水循
環経路が形成されるため炉心冷却状態が悪化することは
ない。
構成する戻り配管により原子炉圧力容器に還流させる類
似の方式では、戻り配管自身が破断した場合、原子炉圧
力容器内の冷却材が補給されることなく、蒸発を続け、
炉心の冷却状態が悪化することが懸念されるが、この実
施例では、破断の種類によらず最終的に同一の冷却水循
環経路が形成されるため炉心冷却状態が悪化することは
ない。
なお、この実施例では、最終的な熱の逃がし場となる水
源５０と水ブール３３を連絡する連絡配管５１を設けて
いるので、無限時間の冷却性能を冷却水の補給を行なわ
ずに確保できる。
源５０と水ブール３３を連絡する連絡配管５１を設けて
いるので、無限時間の冷却性能を冷却水の補給を行なわ
ずに確保できる。
水源５０は、海、池、川等の自然のものを利用してもよ
いし、人工的に造ったブールであってもかまわない。人
工ブールの場合、さらに海、池、川等と接続し、水の補
給を受けられるようにしてもよい。
いし、人工的に造ったブールであってもかまわない。人
工ブールの場合、さらに海、池、川等と接続し、水の補
給を受けられるようにしてもよい。
この実施例によれば、冷却材喪失事故時に炉心で発生す
る崩壊熱を重力等を利用して原子炉格納容器外へ除熱で
きるので、冷却水を循環させるポンプ等の動的な駆動源
及びこれに給電する電源等を使わなくても長期にわたる
崩壊熱除去を行なうことが可能となる。
る崩壊熱を重力等を利用して原子炉格納容器外へ除熱で
きるので、冷却水を循環させるポンプ等の動的な駆動源
及びこれに給電する電源等を使わなくても長期にわたる
崩壊熱除去を行なうことが可能となる。
また、上記実施例では、自然循環炉を図面に示して説明
したが、本発明はインターナルポンプ、ジェットポンプ
等の循環ポンプを備えた原子炉にも適用可能である。
したが、本発明はインターナルポンプ、ジェットポンプ
等の循環ポンプを備えた原子炉にも適用可能である。
［発明の効果］
本発明によれば、冷却材喪失事故時に炉心で発生する崩
壊熱を重力等を利用して原子炉格納容器外へ除熱できる
ので、動的な駆動源及びこれに給電する電源等の設備を
削減でき、長期にわたる崩壊熱除去を行なうことができ
るので、原子炉の安全性を著しく向上させることができ
る。
壊熱を重力等を利用して原子炉格納容器外へ除熱できる
ので、動的な駆動源及びこれに給電する電源等の設備を
削減でき、長期にわたる崩壊熱除去を行なうことができ
るので、原子炉の安全性を著しく向上させることができ
る。
第１図は本発明に係る原子力発電所の冷却設備の実施例
を示す模式図ミ第２図は従来の原子力発電所の冷却設備
を示す模式図である。 ２０・・・炉心、 ２１・・・原子炉圧力容器
、２２・・・原子炉格納容器、 ２３・・・主蒸気管、 ２Ｂ・・・ベント管、２９
・・・排気管、 ３２・・・冷却壁、３３・・・
水すブール、 ３４・・・戻り配管、４０・・・熱交
換器、 ５０・・・水源、５１・・・連絡管。
を示す模式図ミ第２図は従来の原子力発電所の冷却設備
を示す模式図である。 ２０・・・炉心、 ２１・・・原子炉圧力容器
、２２・・・原子炉格納容器、 ２３・・・主蒸気管、 ２Ｂ・・・ベント管、２９
・・・排気管、 ３２・・・冷却壁、３３・・・
水すブール、 ３４・・・戻り配管、４０・・・熱交
換器、 ５０・・・水源、５１・・・連絡管。
Claims (1)
- 炉心を収容する原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器
を収容する原子炉格納容器と、この原子炉格納容器内で
あって前記炉心より高い位置に設けられた冷却壁と、前
記原子炉圧力容器から主蒸気管を介して前記原子炉格納
容器の上部に一端を開放する第１の配管と、前記原子炉
格納容器の下部に一端を開放し前記原子炉圧力容器と他
端が接続された第２の配管と、前記原子炉格納容器外で
あって前記冷却壁と熱交換体を介して設けられた冷却水
源とから成ることを特徴とする原子力発電所の冷却設備
。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1296102A JPH03158790A (ja) | 1989-11-16 | 1989-11-16 | 原子力発電所の冷却設備 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1296102A JPH03158790A (ja) | 1989-11-16 | 1989-11-16 | 原子力発電所の冷却設備 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH03158790A true JPH03158790A (ja) | 1991-07-08 |
Family
ID=17829160
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1296102A Pending JPH03158790A (ja) | 1989-11-16 | 1989-11-16 | 原子力発電所の冷却設備 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH03158790A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013002834A (ja) * | 2011-06-13 | 2013-01-07 | Central Research Institute Of Electric Power Industry | 原子炉の非常用冷却装置 |
-
1989
- 1989-11-16 JP JP1296102A patent/JPH03158790A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013002834A (ja) * | 2011-06-13 | 2013-01-07 | Central Research Institute Of Electric Power Industry | 原子炉の非常用冷却装置 |
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