JPH04172291A - 原子炉格納容器 - Google Patents

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、軽水炉の原子炉格納容器に関する。

（従来の技術） 軽水炉においては、冷却材喪失事故などが発生し、原子
炉圧力器から冷却材が流出しても周囲への放射能放出を
防ぐために、原子炉圧力容器は原子炉格納容器に収納さ
れている。

従来の軽水炉の原子炉格納容器の模式図を第６図に示す
。第６図において、炉心１を包含する原子炉圧力容器２
は原子炉格納容器１２のドライウェル部３に収容されて
いる。さらに、ドライウェル部３はサプレッションチェ
ンバー部４とベント管５を介して接続されている。ベン
ト管５はサプレッションチェンバー部４の冷却水１１中
に開口しており、その上方空間部１０にはドライウェル
部３に開口する真空破壌弁９が設けられている。また、
ドライウェル部３の上部には格納容器冷却装Ｍ８が配設
されている。この格納容器冷却装置８は錆性の壁面また
は熱交換体にて構成されている。

この様な構成において、冷却材喪失事故が発生すると、
原子炉圧力容器２内に蓄積されていた冷却材及びエネル
ギーはドライウェル部３を介してベント管５を通りサプ
レッションチェンバー部４に蓄積され、事故直後のドラ
イウェル部３の急激な圧力上昇が緩和される。また、同
時にドライウェル部３に通常封入されていた窒素等の非
凝縮性ガスはドライウェル部３とサプレッションチェン
バー部４間の流れにより、サプレッションチェンバー部
４の空間部１０へほぼ全量が移行する。

ところで、原子炉は停止後も崩壊熱により発熱を続ける
。このため、冷却材喪失事故が発生して原子炉格納容器
１２内に冷却材が流出すると崩壊熱が原子炉格納容器１
２内に伝達されて、原子炉格納容器１２の温度・圧力は
上昇を続ける。この温度・圧力の上昇を抑えるために、
ドライウェル部３は格納容器冷却装置８により冷却され
る。この時、ドライウェル部３内がサプレッションチェ
ンバー部４内より負圧になり、両者間の隔離壁が破壊す
る可能性があるので、これを防止するために、ドライウ
ェル部３とサプレッションチェンバー部４の間に設けら
れた真空破壊弁９を開放する。真空破壊弁９の開放によ
り、サプレッションチェンバー部４に封入されていた窒
素がドライウェル部３に流入する。しかしながら、格納
容器冷却装置８は蒸気を凝縮することにより冷却を行な
う装置であるので、非凝縮性ガスである窒素がドライウ
ェル部３に流入するとその冷却能力が阻害される可能性
があった。

（発明が解決しようとするＡＩＭ） 上述のように、冷却材喪失事故等が発生すると、従来の
原子炉格納容器では、事故後の原子炉格納容器を冷却す
る設備である格納容器冷却装置の機能を十分に発揮でき
ない可能性があった。

本発明は、上記事情を鑑みてなされたものであり、原子
炉格納容器内機器の配置を適正に行ない。

冷却材喪失事故時等にも格納容器冷却装置の機能を十分
に発揮できるようにすることで、長期にわたって炉心で
発生する崩壊熱の除却を効率良く行える原子炉格納容器
を提供することを目的としている。

〔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、本発明に係る原子炉格納容
器は、原子炉圧力容器を収容するドライウェル部と、こ
のドライウェル部の事故時の圧力・温度上昇を抑圧し内
部に冷却水を収容するサプレッションチェンバー部とか
ら成り、前記ドライウェル部を冷却する格納容器冷却装
置をドライウェルの上部に配設した原子炉格納容器にお
いて、真空破壊弁をサプレッションチェンバー部の冷却
水中に設け、この真空破壊弁を一端に配設した配管の他
端はサプレッションチェンバー部外の水層部に開放され
て成ることを特徴とする。

（作　用） この様に構成された原子炉格納容器においては、冷却材
喪失事故後短時間にドライウェル部に封入してあった非
凝縮性ガスが原子力容器から放出された蒸気と共にベン
ト管を通してサプレッションチェンバー部に流入し、こ
の後、格納容器冷却装置によりドライウェル部が冷却さ
れ、ドライウェル部はサプレッションチェンバー部より
負圧となるためにサプレッションチェンバー部からドラ
イウェル側への流れが生じた時にも、サプレッションチ
ェンバー部の冷却水中に真空破壊弁を配設しているので
、サプレッションチェンバー部の空間部に流入している
非凝縮性ガスはドライウェル部には逆流せず、サプレッ
ションチェンバー部の空間部に封入されたままとなる。

これにより、ドライウェル部内の雰囲気は蒸気に保たれ
る。

（実施例） 以下、図面を参照にしながら、本発明の一実施例を説明
する。

本発明の第１実施例に係る原子炉格納容器の模式図を第
１図に示す。なお、図中第６図と同一部分には同一符号
で示し、重複する部分の説明は省略する。第１図におい
て、ドライウェル部３はドライウェルプール６を具備し
、サプレッションチェンバー部４とはベント管５を介し
て接続している。ベント管５はサプレッションチェンバ
ー部４の冷却水ｌＩ中に開口しており、さらにサブレッ
ジミンチエンバ一部４の冷却水１１中には、真空破壊弁
９が設けられている。この真空破壊弁９を一端とした配
管７の他端はドライウェルプール６に開放されている。

以上の様な構成の原子炉格納容器について、冷却水喪失
事故が発生した後のドライウェル内非凝縮性ガス濃度と
時間の対数についての関係を第２図に示し、以下に説明
する。

冷却材喪失事故が発生すると、原子炉圧力容器２内に蓄
積されていた冷却材及びエネルギーはドライウェル部３
を介しベント管５を通ってサプレッションチェンバー部
４に蓄積され、事故直後のドライウェル部３の急激な圧
力上昇が緩和される。

また、同時にドライウェル部３に通常封入されていた非
凝縮性ガスはドライウェル部３とサプレッションチェン
バー部４間の流れにより、サプレッションチェンバー部
４の空間部１０へほぼ全量が移行する。（第２図おける
Ａ点） ところで、原子炉は停止後も崩壊熱により発熱を続ける
。そのため、冷却材喪失事故が発生して原子炉格納容器
１２内に冷却材が流出すると、崩壊熱が原子炉格納容器
１２内に伝達されて原子炉格納容器１２の温度・圧力は
上昇を続ける。この温度・圧力の上昇を抑えるために、
ドライウェル部３は格納容器冷却装置７により冷却され
る。この時、ドライウェル部３内がサプレッションチェ
ンバー部４内より負圧になり、両者間の隔離壁が崩壊す
る可能性があるので、これを防止するために、サプレッ
ションチェンバー部４の冷却水ｌｌ中に設けられた真空
破壊弁９が開放する。この真空破壊弁９の開放により、
サプレッションチェンバー部４の水がドライウェルプー
ル６に流入するが、非凝縮性ガスはドライウェル部３へ
は逆流しない。つまり、第２図に示されるように本実施
例では従来例と比較してドライウェル内非凝縮性ガス濃
度が低くなっている。

以上の場合における格納容器冷却装置の冷却能力と時間
の対数の関係を第３図に示し、またトライウェル内の圧
力と時間の対数の関係を第４図に示す。

蒸気を凝縮することにより冷却を行なう格納容器冷却装
Ｗ７は、非凝縮性ガスがドライウェル部３に存在しない
ので、その冷却能力が阻害されることはなく、第３図に
示すように、本発明に係る実施例における格納容器冷却
装置の冷却能力は高く保持される。従って、第４図に示
すように、冷却材喪失事故後の格納容器内の圧力を格納
容器冷却装置により従来例より効果的に低く抑すること
ができる。

次に、本発明の第２実施例に係る原子炉格納容器の模式
図を第２図に示す。なお、図中第１図と同一部分には同
一符号で示し、重複する部分の説明は省略する。

第２図においては、サプレッションチェンバー部４の冷
却水１１中に真空破壊弁９が設けられており、この真空
破壊弁９を一端とした配管７の他端は原子炉圧力容器２
に開放されている。この実施Ａ″ 例によれば、冷却水喪失事故後、真空破壊弁９表開放し
、サプレッションチェンバー部４の冷却水１１が原子炉
圧力容器２に放出される。この放出された水は非常用炉
心冷却系の代用としても使用することができる。

以上の構成によって、第２実施例においても第１実施例
と同様な作用・効果を得ることができる。

〔発明の効果〕

上述のように、本発明によれば、真空破壊弁をサプレッ
ションチェンバー部の冷却水中に設け、この真空破壊弁
を一端とした配管の他端をサプレッションチェンバー部
外の水層部に開放したことから、冷却水喪失事故時にド
ライウェル内の雰囲気を蒸気に保持することが可能にな
るので、格納容器冷却装置の冷却能率を高く維持でき、
長期にわたる崩壊熱除去を効率良く行うことができる。

また、これにより、原子炉の安全性を著しく向上させる
ことができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の第１実施例に係る原子炉格納容器を示
す模式図、第２図は本発明の第１実施例に係る原子炉格
納容器の事故後のドライウェル内非凝縮性ガスの濃度変
化を従来技術と比較した比較図、第３図は本発明の第１
実施例に係る原子炉格納容器の事故後の格納容器冷却装
置の冷却能力変化を従来技術と比較した比較図、第４図
は本発明の第１実施例に係る原子炉格納容器の事故後の
ドライウェル圧力変化を従来技術と比較した比較図、第
５図は本発明の第２実施例に係る原子炉圧力容器を示す
模式図、第６図は従来の原子炉格納容器を示す模式図で
ある。 １・・・炉心　　　　　　２・・・原子炉圧力容器３・
・・ドライウェル部 ４・・・サプレッションチェンバー部 ５・・・ベント管　　　　６・・・ドライウェルプール
７・・配管　　　　　　８・・・格納容器冷却装置９・
・・真空破壊弁　　　１０・・・空間部１１・・・冷却
水　　　　　１２・・・原子炉格納容器代理人　弁理士
　則　近　憲　佑 第１図 第２図 第３図

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 原子炉圧力容器を収容するドライウェル部と、このドラ
   イウェル部の事故時の圧力・温度上昇を抑圧し内部に冷
   却水を収容するサプレッションチェンバー部とから成り
   、前記ドライウェル部を冷却する格納容器冷却装置をド
   ライウェルの上部に配設した原子炉格納容器において、
   真空破壊弁をサプレッションチェンバー部の冷却水中に
   設け、この真空破壊弁を一端に配設した配管の他端はサ
   プレッションチェンバー部外の水層部に開放されて成る
   ことを特徴とする原子炉格納容器。