JPH04335192A - 原子炉格納設備 - Google Patents
原子炉格納設備Info
- Publication number
- JPH04335192A JPH04335192A JP3135945A JP13594591A JPH04335192A JP H04335192 A JPH04335192 A JP H04335192A JP 3135945 A JP3135945 A JP 3135945A JP 13594591 A JP13594591 A JP 13594591A JP H04335192 A JPH04335192 A JP H04335192A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- chamber
- pool water
- shell
- isolation chamber
- fluid
- 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
- 239000012530 fluid Substances 0.000 claims abstract description 27
- 230000001629 suppression Effects 0.000 claims abstract description 19
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 18
- 238000002955 isolation Methods 0.000 claims abstract description 14
- 239000002826 coolant Substances 0.000 abstract description 5
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 3
- 230000002238 attenuated effect Effects 0.000 description 2
- 238000009833 condensation Methods 0.000 description 2
- 230000005494 condensation Effects 0.000 description 2
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 2
- NJPPVKZQTLUDBO-UHFFFAOYSA-N novaluron Chemical compound C1=C(Cl)C(OC(F)(F)C(OC(F)(F)F)F)=CC=C1NC(=O)NC(=O)C1=C(F)C=CC=C1F NJPPVKZQTLUDBO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000009471 action Effects 0.000 description 1
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 1
- 230000036541 health Effects 0.000 description 1
- 230000001771 impaired effect Effects 0.000 description 1
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 238000005192 partition Methods 0.000 description 1
- 239000011148 porous material Substances 0.000 description 1
- 239000011150 reinforced concrete Substances 0.000 description 1
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 1
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
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は原子炉格納設備に関する
ものである。
ものである。
【０００２】
【従来の技術】図４及び図５は従来の原子炉格納設備の
一例を示すもので、原子炉の炉心を収容する原子炉圧力
容器１は、原子炉建屋の主要構造要素としての機能を兼
備えた原子炉格納容器２内に納められており、該原子炉
格納容器２は、内圧上昇に対して圧力障壁となる鉄筋コ
ンクリートと気密を保持する内張り鋼板とにより構成さ
れている。
一例を示すもので、原子炉の炉心を収容する原子炉圧力
容器１は、原子炉建屋の主要構造要素としての機能を兼
備えた原子炉格納容器２内に納められており、該原子炉
格納容器２は、内圧上昇に対して圧力障壁となる鉄筋コ
ンクリートと気密を保持する内張り鋼板とにより構成さ
れている。
【０００３】更に前記原子炉格納容器２の内部は、原子
炉圧力容器１の上側部分や主蒸気管，給水管等の主要な
配管を格納する上部ドライウェル３と、原子炉圧力容器
１の底部や該底部に直接取付けられるインターナルポン
プ，制御棒駆動機構等を格納する下部ドライウェル４と
、該下部ドライウェル４の周囲に形成されて所要量のプ
ール水５を貯留するサプレッションチェンバ６とに区画
されている。
炉圧力容器１の上側部分や主蒸気管，給水管等の主要な
配管を格納する上部ドライウェル３と、原子炉圧力容器
１の底部や該底部に直接取付けられるインターナルポン
プ，制御棒駆動機構等を格納する下部ドライウェル４と
、該下部ドライウェル４の周囲に形成されて所要量のプ
ール水５を貯留するサプレッションチェンバ６とに区画
されている。
【０００４】前記上部ドライウェル３とサプレッション
チェンバ６とは、前記下部ドライウェル４を区画するペ
デスタル７内の垂直方向に穿設された複数の連通孔８と
、該連通孔８の下部に水平方向に向けて放射状に接続さ
れ且つ前記サプレッションチェンバ６内のプール水５中
に水没されたベント管９とにより連通されており、前記
上部ドライウェル３内に冷却材喪失現象が発生した際に
、上部ドライウェル３内に放出された高温高圧流体（ジ
ェット流）を、前記連通孔８及びベント管９を通して前
記サプレッションチェンバ６内のプール水５中に噴出さ
せ、該噴出した高温高圧流体を冷却凝縮して放出エネル
ギーを減衰し得るようにしてある。
チェンバ６とは、前記下部ドライウェル４を区画するペ
デスタル７内の垂直方向に穿設された複数の連通孔８と
、該連通孔８の下部に水平方向に向けて放射状に接続さ
れ且つ前記サプレッションチェンバ６内のプール水５中
に水没されたベント管９とにより連通されており、前記
上部ドライウェル３内に冷却材喪失現象が発生した際に
、上部ドライウェル３内に放出された高温高圧流体（ジ
ェット流）を、前記連通孔８及びベント管９を通して前
記サプレッションチェンバ６内のプール水５中に噴出さ
せ、該噴出した高温高圧流体を冷却凝縮して放出エネル
ギーを減衰し得るようにしてある。
【０００５】尚、１０は下部ドライウェル４と原子炉格
納容器２外部とを結ぶアクセストンネル、１１はサプレ
ッションチェンバ６内の配管等の構造物を示す。
納容器２外部とを結ぶアクセストンネル、１１はサプレ
ッションチェンバ６内の配管等の構造物を示す。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、上述し
た従来の原子炉格納設備においては、ベント管９からの
高温高圧流体が水平方向に向けて放射状に噴出される為
、サプレッションチェンバ６内の構造物１１が前記高温
高圧流体の衝撃により健全性に支障をきたす虞れがあっ
た。
た従来の原子炉格納設備においては、ベント管９からの
高温高圧流体が水平方向に向けて放射状に噴出される為
、サプレッションチェンバ６内の構造物１１が前記高温
高圧流体の衝撃により健全性に支障をきたす虞れがあっ
た。
【０００７】又、水平方向に向けて放射状に噴出される
高温高圧流体によってサプレッションチェンバ６内のプ
ール水５が大きく揺動される為、この揺動したプール水
５によっても前記構造物１１の健全性に支障をきたす虞
れがあった。
高温高圧流体によってサプレッションチェンバ６内のプ
ール水５が大きく揺動される為、この揺動したプール水
５によっても前記構造物１１の健全性に支障をきたす虞
れがあった。
【０００８】本発明は上述した実情に鑑みてなしたもの
で、サプレッションチェンバ内の構造物の健全性に支障
をきたすことなく高温高圧流体の放出エネルギーを効果
的に減衰し得る原子炉格納設備を提供することを目的と
している。
で、サプレッションチェンバ内の構造物の健全性に支障
をきたすことなく高温高圧流体の放出エネルギーを効果
的に減衰し得る原子炉格納設備を提供することを目的と
している。
【０００９】
【課題を解決するための手段】本発明は原子炉格納容器
内の下部に形成されたサプレッションチェンバ内に、多
数の流体放出孔を有する横断面円形のシェルを設置する
ことによりプール水に没した隔離室を形成し、該隔離室
内に、前記原子炉格納容器内の上部に形成された上部ド
ライウェルに一端を連通したベント管の他端を前記シェ
ルの周方向一方に向けて開口するよう配置したことを特
徴とする原子炉格納設備にかかるものである。
内の下部に形成されたサプレッションチェンバ内に、多
数の流体放出孔を有する横断面円形のシェルを設置する
ことによりプール水に没した隔離室を形成し、該隔離室
内に、前記原子炉格納容器内の上部に形成された上部ド
ライウェルに一端を連通したベント管の他端を前記シェ
ルの周方向一方に向けて開口するよう配置したことを特
徴とする原子炉格納設備にかかるものである。
【００１０】
【作用】従って本発明では、上部ドライウェル内に冷却
材喪失現象が生じた際に、各ベント管からシェルの周方
向に誘導され、隔離室内で回転運動を起こしてエネルギ
ーを消費されつつ流体放出孔から分散状態で放出され、
プール水によって冷却凝縮される。
材喪失現象が生じた際に、各ベント管からシェルの周方
向に誘導され、隔離室内で回転運動を起こしてエネルギ
ーを消費されつつ流体放出孔から分散状態で放出され、
プール水によって冷却凝縮される。
【００１１】
【実施例】以下、本発明の実施例を図面を参照しつつ説
明する。
明する。
【００１２】図１〜図３は本発明の一実施例であり、図
中図４及び図５と同一の符号を付した部分は同一物を表
わしている。
中図４及び図５と同一の符号を付した部分は同一物を表
わしている。
【００１３】図中１２はペデスタル７内の各連通孔８下
部に水平方向に向けて放射状に接続されてサプレッショ
ンチェンバ６内のプール水５中に水没された複数のベン
ト管を示し、該各ベント管１２は、後述するシェル１４
の周方向一方に向けて開口するように先端部をＬ字状に
屈曲されている。
部に水平方向に向けて放射状に接続されてサプレッショ
ンチェンバ６内のプール水５中に水没された複数のベン
ト管を示し、該各ベント管１２は、後述するシェル１４
の周方向一方に向けて開口するように先端部をＬ字状に
屈曲されている。
【００１４】前記各ベント管１２は、多数の流体放出孔
１３を穿設した半球状のシェル１４によって包囲されて
おり、該シェル１４内部には隔離室１５が形成されてい
る。
１３を穿設した半球状のシェル１４によって包囲されて
おり、該シェル１４内部には隔離室１５が形成されてい
る。
【００１５】尚、前記流体放出孔１３の開口面積の総和
は前記各ベント管１２の開口面積の総和より大きくなる
ようにしてある。
は前記各ベント管１２の開口面積の総和より大きくなる
ようにしてある。
【００１６】而して、上部ドライウェル３内に冷却材喪
失現象が生じた際には、各ベント管１２からシェル１４
の周方向一方に向けて高温高圧流体が噴出され、該噴出
された高温高圧流体は、隔離室１５内のプール水５との
接触により一部を冷却凝縮されながらシェル１４内周面
に沿って周方向に誘導され、隔離室１５内で回転運動を
起こしつつ流体放出孔１３から分散状態で放出され、隔
離室１５外のプール水５と接触して冷却凝縮される。
失現象が生じた際には、各ベント管１２からシェル１４
の周方向一方に向けて高温高圧流体が噴出され、該噴出
された高温高圧流体は、隔離室１５内のプール水５との
接触により一部を冷却凝縮されながらシェル１４内周面
に沿って周方向に誘導され、隔離室１５内で回転運動を
起こしつつ流体放出孔１３から分散状態で放出され、隔
離室１５外のプール水５と接触して冷却凝縮される。
【００１７】尚、前記各ベント管１２には、高温高圧流
体が周方向一方に噴出される際に、周方向他方に向かう
反力が生じるが、この反力は互いに後方のベント管１２
から噴出される高温高圧流体を受けることにより相殺さ
れるので、各ベント管１２の固定部に無理な応力がかか
ることはない。
体が周方向一方に噴出される際に、周方向他方に向かう
反力が生じるが、この反力は互いに後方のベント管１２
から噴出される高温高圧流体を受けることにより相殺さ
れるので、各ベント管１２の固定部に無理な応力がかか
ることはない。
【００１８】以上に述べたように、ベント管１２から噴
射される高温高圧流体を、一旦隔離室１５で回転運動を
起こさせることによりエネルギー消費させてから流体放
出孔１３より分散状態にしてプール水５中に放出するよ
うにしているので、サプレッションチェンバ６内の構造
物１１に直接的な衝撃を与えたり、プール水５に大きな
揺動を起こしたりすることを確実に防止でき且つ冷却凝
縮作用を大幅に促進することができる。よって、サプレ
ッションチェンバ６内の構造物１１の健全性に支障をき
たすことなく高温高圧流体の放出エネルギーを効果的に
減衰することができる。
射される高温高圧流体を、一旦隔離室１５で回転運動を
起こさせることによりエネルギー消費させてから流体放
出孔１３より分散状態にしてプール水５中に放出するよ
うにしているので、サプレッションチェンバ６内の構造
物１１に直接的な衝撃を与えたり、プール水５に大きな
揺動を起こしたりすることを確実に防止でき且つ冷却凝
縮作用を大幅に促進することができる。よって、サプレ
ッションチェンバ６内の構造物１１の健全性に支障をき
たすことなく高温高圧流体の放出エネルギーを効果的に
減衰することができる。
【００１９】尚、本発明の原子力格納設備は、上述の実
施例にのみ限定されるものではなく、シェルは半球状に
形成する以外に円柱状や円錐状等に形成しても良いこと
、その他本発明の要旨を逸脱しない範囲内において種々
変更を衡え得ることは勿論である。
施例にのみ限定されるものではなく、シェルは半球状に
形成する以外に円柱状や円錐状等に形成しても良いこと
、その他本発明の要旨を逸脱しない範囲内において種々
変更を衡え得ることは勿論である。
【００２０】
【発明の効果】以上説明したように、本発明の原子力格
納設備によれば、サプレッションチェンバ内の構造物に
直接的な衝撃を与えたり、プール水に大きな揺動を起こ
したりすることを確実に防止でき且つ冷却凝縮作用を大
幅に促進することができるので、サプレッションチェン
バ内の構造物の健全性に支障をきたすことなく高温高圧
流体の放出エネルギーを効果的に減衰することができる
という優れた効果を奏し得る。
納設備によれば、サプレッションチェンバ内の構造物に
直接的な衝撃を与えたり、プール水に大きな揺動を起こ
したりすることを確実に防止でき且つ冷却凝縮作用を大
幅に促進することができるので、サプレッションチェン
バ内の構造物の健全性に支障をきたすことなく高温高圧
流体の放出エネルギーを効果的に減衰することができる
という優れた効果を奏し得る。
【図１】本発明の一実施例の断面図である。
【図２】図１のＩＩ−ＩＩ方向の矢視図である。
【図３】本発明の一実施例の一部を切欠いた斜視図であ
る。
る。
【図４】従来例を示す断面図である。
【図５】図４のＶ−Ｖ方向の矢視図である。
２ 原子炉格納容器
３ 上部ドライウェル
４ 下部ドライウェル
５ プール水
６ サプレッションチェンバ
１２ ベント管
１３ 流体放出孔
１４ シェル
１５ 隔離室
Claims (1)
- 【請求項１】 原子炉格納容器内の下部に形成された
サプレッションチェンバ内に、多数の流体放出孔を有す
る横断面円形のシェルを設置することによりプール水に
没した隔離室を形成し、該隔離室内に、前記原子炉格納
容器内の上部に形成された上部ドライウェルに一端を連
通したベント管の他端を前記シェルの周方向一方に向け
て開口するよう配置したことを特徴とする原子炉格納設
備。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3135945A JPH04335192A (ja) | 1991-05-10 | 1991-05-10 | 原子炉格納設備 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3135945A JPH04335192A (ja) | 1991-05-10 | 1991-05-10 | 原子炉格納設備 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04335192A true JPH04335192A (ja) | 1992-11-24 |
Family
ID=15163521
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3135945A Pending JPH04335192A (ja) | 1991-05-10 | 1991-05-10 | 原子炉格納設備 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH04335192A (ja) |
-
1991
- 1991-05-10 JP JP3135945A patent/JPH04335192A/ja active Pending
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4022655A (en) | Device for limiting accidental pressure overloads in a nuclear reactor confinement structure | |
| KR102580625B1 (ko) | 냉간 셧다운을 위한 수동 냉각 | |
| US4050983A (en) | Passive containment system | |
| US5867548A (en) | Device and method for collecting and cooling reactor-meltdown products | |
| TW201606793A (zh) | 靜態存放容器冷卻過濾器排氣系統及核能發電廠 | |
| CN107112056A (zh) | 具有倾斜管板的蒸汽发生器 | |
| US4252611A (en) | Pressure suppression apparatus of a nuclear power plant | |
| JP2022508002A (ja) | 加圧水型原子炉炉心溶融物捕捉冷却システム | |
| JP2000121771A (ja) | 可変形内部構造を収容しているレセプタクルを備えた水利用型原子炉 | |
| CN111599494B (zh) | 一种抑压水池 | |
| JPS61262501A (ja) | 二重管ヘリカルコイル型蒸気発生器 | |
| US5211906A (en) | Reactor containment vessel | |
| JP6409256B2 (ja) | フィルタ付ベント装置 | |
| JPH04335192A (ja) | 原子炉格納設備 | |
| US4123325A (en) | Containers for housing nuclear reactors | |
| JP2903819B2 (ja) | 原子炉格納容器の圧力抑制設備 | |
| CN214624451U (zh) | 用于核电站的非能动抑压喷淋系统 | |
| JPS6018960B2 (ja) | 原子炉格納容器 | |
| JPS5822720B2 (ja) | 原子炉格納容器の圧力抑制装置 | |
| JPH1010266A (ja) | 原子炉格納容器のスプレイ管 | |
| RU2810517C1 (ru) | Ферма-консоль устройства локализации расплава | |
| JPH02115793A (ja) | 原子炉格納施設 | |
| JP2004191377A (ja) | 原子力設備のコンテインメント | |
| JPS6133157B2 (ja) | ||
| RU2100854C1 (ru) | Ловушка активной зоны ядерного реактора |