JPH04190192A - 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】 ［発明の目的コ （産業上の利用分野） 本発明は原子力発電所における原子炉格納容器、特に圧
力抑制型の原子炉格納容器に関する。

（従来の技術） 原子炉格納容器内の蒸気配管破断事故時の長期冷却過程
において、隔離時復水器を使用することが考えられてい
る。第３図は隔離時復水器の作動を説明するための従来
の原子炉格納容器の縦断面図、第３図と同一部分には同
一符号を付した第４図は前記隔離時復水器が作動する原
理を説明するための配管系統図である。原子炉格納容器
１のドライウェル４内には炉心３を収容した原子炉圧力
容器２が収容されている。また、原子炉格納容器ｌの下
部には圧力抑制室５が設けられ、その内部にはウェット
ウェル６が形成され、このウェットウェル６内には断面
環状のサプレッションプール７が形成されている。なお
、前記サプレッションプール７と前記ドライウェル４と
はベント管８によって連通されている。

一方、前記原子炉圧力容器２の気相領域には主蒸気配管
９が接続され、この主蒸気配管９は主蒸気隔離弁１０を
介して図示しない蒸気タービンに接続されている。また
、前記主蒸気配管９の前記主蒸気隔離弁１０の上流側は
蒸気配管１１、蒸気導入弁１２を介して隔離時復水器１
３の蒸気室１４に連通されている。

前記隔離時復水器１３は原子炉格納容器１の上部に設け
られた隔離時復水器プール２２のプール水２１内に浸漬
されている。また、前記隔離時復水器１３の水室１５は
原子炉圧力容器２内の液相領域と凝縮水戻り配管１６、
戻り弁１７を介して連通されている。なお、図中１８は
前記水室１５の気相領域をウェットウェル６内のサプレ
ッションプール７のプール水中に連通させる排出管、１
９はこの排出管１８に設けた止弁、２３は隔離時復水器
１３における伝熱管、２４は隔離時復水器プール２２の
気相領域と大気とを連通させる蒸気排出管をそれぞれ示
している。

ところで、主蒸気隔離弁１０を閉じて原子炉圧力容器２
を隔離した場合、炉心３は崩壊熱を発生し続けるため、
そのまま放置すれば原子炉圧力容器２内の圧力は上昇し
てしまう。そこで、蒸気配管１１の蒸気導入弁１２、凝
縮水戻り弁１７を開いて原子炉圧力容器２内の蒸気を隔
離時復水器１３の蒸気室１４に導入し、これを凝縮させ
原子炉圧力容器２内の圧力の上昇を抑制するようにして
いる。なお、前記凝縮水は凝縮水戻り配管１６を経由し
て原子炉圧力容器２内の液相領域に戻される。

前記隔離時復水器１３において、前記蒸気室１４に導入
された蒸気は伝熱管２３を下降する。この下降の間に、
隔離時復水器プール２２のプール水２１に熱を与えてそ
の一部が凝縮して水室１５に入り、ここから重力により
凝縮水戻り管１６を経由して原子炉圧力容器２内に還流
する。前記の蒸気の凝縮による潜熱によってプール水２
１は加熱、昇温され、やがて沸騰を開始するが、これに
より発生した蒸気は蒸気排出管２４を通って大気中に放
出される。

原子炉隔離時には上記のようにして原子炉圧力容器２内
の圧力上昇は防止される。ところが、冷却材喪失時の長
期冷却過程において原子炉圧力容器２内の蒸気は、原子
炉格納容器１内の非凝縮性ガス雰囲気中に放出される。

特に、主蒸気配管９が原子炉圧力容器２と蒸気配管１１
との間で破断した場合には、蒸気は一旦原子炉格納容器
１内の非凝縮性ガス雰囲気中に放出され、その後蒸気配
管１１を経由して隔離時復水器１３の蒸気室１４に導入
されることとなる。つまり、前記蒸気室１４に導かれた
蒸気中には非凝縮性ガスが混入されていることとなる。

そのため、隔離時復水器１３の伝熱管２３の内側の凝縮
熱伝達特性は劣化し、蒸気凝縮は著しく低下する。その
結果、隔離時復水器１３の水室１５には非凝縮性ガスと
未凝縮の蒸気が貯溜されることとなる。

前記非凝縮性ガスと未凝縮の蒸気は、隔離時復水器１３
の水室１５と圧力抑制室５との圧力差によって、排出管
１８、止弁１９を経由してサプレッションプール７中に
放出される。未凝縮の蒸気はサプレッションプール７中
において凝縮されウェットウェル６内の圧力上昇は抑制
される。

（発明が解決しようとする課題） 隔離時復水器１３は配管破断事故の際の長期冷却過程に
おいて、ドライウェル４内の蒸気を凝縮、復水させてこ
れを原子炉圧力容器２に還流させ、炉心３の冷却を図る
作用をしなければならない。

そのためには、ベント管８から蒸気が噴出しない状況で
ドライウェル４内の蒸気および非凝縮性ガスを隔離時復
水器１３の蒸気室１４に導き、凝縮水は原子炉圧力容器
２に戻し、非凝縮性ガスと未凝縮の蒸気は圧力抑制室５
に排出させるようにする必要がある。前記未凝縮の蒸気
はサプレッションプール７の水面下に放出し、ウェット
ウェル６内の圧力の上昇を抑制していることは前述の通
りである。

以下、第４図を参照して隔離時復水器１３の水室１５に
貯溜された未凝縮の蒸気および非凝縮性ガスを圧力抑制
室５に排出させる原理につき説明する。第４図において
、サプレッションプール７におけるベント管８の開ロレ
ベル■部の静圧は。

ウェットウェル圧力（Ｐ　ｗ　／　ｗ　）とベント管８
の吹出口のサプレッションプール７水面下からの深さに
相当する水頭（ρｇｈ）との和である。また。

ベント管８開口■部における静圧はドライウェル圧力Ｐ
Ｏ／ｗである。前記のベント管８から蒸気が噴出しない
状況となるためには、 ＰＯ／ｗ＝Ｐｗ／ｗ＋ρｇｈ となっていなければならない（但し、ρ：プール水の密
度　ｇ：重力加速度）。

さらに、排出管１８のサプレッションプール７中の開口
０部の静圧は、ウェットウェル圧力Ｐｗ／Ｗと前記開口
のサプレッションプール７の水面からの深さ相当の水頭
（ρｇａ）との和（Ｐｗ／Ｗ＋ρｇａ）である。

前記隔離時復水器１３の水室１５からの非凝縮性ガスお
よび未凝縮の蒸気の排出の駆動力は、前記ベント管８か
ら蒸気が噴出しない状況が成立するドライウェル圧力と
、前記０部の圧力との圧力差ΔＰによって与えられる。

すなわち、八Ｐ＝（Ｐｗ／ｗ＋ρｇｈ） −（Ｐｗ／ｗ＋ρｇａ）＝ρｇ（ｈ　　ａ）となる。

上式中において、（−ａ）は非凝縮性ガスを排出するた
めの駆動力の損失となり、隔離時復水器１３の伝熱管２
３内での凝縮熱伝達が悪くなり、蒸気凝縮量が減少する
。従って、原子炉圧力容器２内の圧力減少が悪化するた
め、前記（ａ）の量をできるだけ小さくして非凝縮性ガ
スの排出する駆動力を増大させ、伝熱管２３内での熱伝
達を良好にしなければならない。

本発明は上記の事情に基づきなされたもので、隔離時復
水器の水室内に貯溜された非凝縮性ガスの排出を良好に
し、且つ伝熱管内における未凝縮の蒸気の凝縮性能を高
めることができる原子炉格納容器を提供することを目的
としている。

［発明の構成コ （課題を解決するための手段） 本発明の原子炉格納容器は、ドライウェル内に原子炉圧
力容器を収容し上部に隔離時復水器を浸漬収容する隔離
時復水器プールを具え、下部にサプレッションプールを
有する原子炉格納容器において、前記サプレッションプ
ールの外側にサプレッションプール水面よりも高い水面
を有する外周プールを設け、前記隔離時復水器の水室か
らの排出管を前記外周プールのプール水中を経由して導
出し、これを前記サプレッションプールの水面上方に終
端開口させたことを特徴とする。

（作用） 上記構成の本発明の原子炉格納容器においては、隔離時
復水器の水室からの排出管をサプレッションプールのプ
ール水の水面下に開口させることなく、未凝縮の蒸気を
凝縮させることができる。よって、前記水室に貯溜され
た未凝縮の蒸気および非凝縮性ガスを排出させる駆動力
を大とすることができ、前記隔離時復水器における熱伝
導を良好にし、蒸気凝縮量を大とすることができる。

（実施例） 第３図と同一部分には同一符号を付した第１図は本発明
一実施例の縦断面図、第２図はその要部を拡大して示す
縦断面図である。第１図において、ウェットウェル６内
には隔壁２５ａによって区画して、サプレッションプー
ル７の外周に位置する外周プール２５が形成されている
。なお、この外周プール２５の水面は前記サプレッショ
ンプールの水面よりも高くされている。

而して、隔離時復水器１３の水室１５からの排出管１８
は前記外周プール２５のプール水中を経由し、隔壁２５
ａを貫通してサプレッションプール７の水面上方に終端
、開口されている。なお、前記排出管１８の外周プール
２５のプール水中にある部分の外周には、フィン２０が
取り付けられている。

上記構成の実施例において、水室１５から排出管１８を
通じて排出された未凝縮の蒸気および非凝縮性ガスは、
排出管１８の外周プール２５のプール水中を経由する部
位においてフィン２０を介して良好に冷却され、未凝縮
の蒸気は凝縮復水され、非凝縮性ガスは低温とされる。

前記低温とされた非凝縮性ガスはウェットウェル６の気
相領域中に図中２６で示すように放出され、前記凝縮水
は前記排出管１８終端開口からサプレッションプール７
に図中２７で示すように流過する。

上記のように前記実施例においては、隔離時復水器１３
の水室１５からの排出管１８をサブレッジョンプール７
のプール水の水面下に開口させることなく、未凝縮の蒸
気を凝縮させることができる。よって、ベント管８の吹
出口からサプレッションプールの水面までの深さに相当
する水頭が前記水室１５に貯溜された未凝縮の蒸気およ
び非凝縮性ガスを排出させる駆動力となり、それ等の排
出量を増大させ伝熱管２３内での熱伝導を良好にし、蒸
気凝縮量を大とすることができる。

なお、本発明は上記実施例のみに限定されない。

例えば、場合によってはフィン２０の設置を省略するこ
とができる。

［発明の効果コ 上記から明らかなように本発明の原子炉格納容器におい
ては、隔離時復水器の原子炉隔離時における蒸気凝縮能
力が著しく向上される。従って、原子炉圧力容器および
原子炉格納容器の圧力上昇の抑制は、著しく良好に行わ
れ原子炉隔離時に安全に原子炉を停止させることができ
る。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明一実施例の縦断面図、第２図はその要部
を拡大して示す縦断面図、第３図は隔離時復水器の作動
を説明するための従来の原子炉格納容器の縦断面図、第
４図は前記隔離時復水器が作動する原理を説明するため
の配管系統図である。 １・・・・・・原子炉格納容器　２・・・・・・原子炉
圧力容器３・・・・・・炉心　４・・・・・・ドライウ
ェル　５・・・・・・圧力抑制室　６・・・・・・ウェ
ットウェル　７・・・・・・サプレッションプール　８
・・・・・・ベント管　９・・・・・・主蒸気配管　１
０・・・・・主蒸気隔離弁　１１・・・・・・蒸気配管
１２・・・・・・蒸気導入弁　１３・・・・・・隔離時
復水器　１４・・・・・・蒸気室　１５・・・・・・水
室　１６・・・・・・凝縮水戻り管　１７・・・・・・
戻り弁　１８・・・・・・排出管　１９・・・・・・止
弁　２０・・・・・・フィン　２１・・・・・ブー水　
２２・・・・・隔離時復水器プール　２３・・・・・・
伝熱管　２４・・・・蒸気排出管　２５・・・・・・外
周プール　２５ａ・・・・・隔壁

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 　ドライウェル内に原子炉圧力容器を収容し上部に隔離
   時復水器を浸漬収容する隔離時復水器プールを具え、下
   部にサプレッションプールを有する原子炉格納容器にお
   いて、前記サプレッションプールの外側にサプレッショ
   ンプール水面よりも高い水面を有する外周プールを設け
   、前記隔離時復水器の水室からの排出管を前記外周プー
   ルのプール水中を経由して導出し、これを前記サプレッ
   ションプールの水面上方に終端開口させたことを特徴と
   する原子炉格納容器。