JPH0471479B2 - - Google Patents
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- JPH0471479B2 JPH0471479B2 JP62026289A JP2628987A JPH0471479B2 JP H0471479 B2 JPH0471479 B2 JP H0471479B2 JP 62026289 A JP62026289 A JP 62026289A JP 2628987 A JP2628987 A JP 2628987A JP H0471479 B2 JPH0471479 B2 JP H0471479B2
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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
-
- 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
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は、原子炉プラントに係り、特に原子炉
建屋内に復水貯蔵プールを設けた原子炉プラント
に関する。
建屋内に復水貯蔵プールを設けた原子炉プラント
に関する。
特開昭54−137596号公報に示された従来の沸騰
水型原子炉プラントは、復水貯蔵タンクを原子炉
建屋及びタービン建屋に近接させて原子炉建屋の
屋外に設置してある。この復水貯蔵タンクは、燃
料プール補給水系、制御棒駆動水圧系の水源、給
復水系の保有水量調整用に用いられていた。ま
た、安全系である原子炉隔離時冷却系、高圧炉心
スプレイ系の水源としても用いていた。
水型原子炉プラントは、復水貯蔵タンクを原子炉
建屋及びタービン建屋に近接させて原子炉建屋の
屋外に設置してある。この復水貯蔵タンクは、燃
料プール補給水系、制御棒駆動水圧系の水源、給
復水系の保有水量調整用に用いられていた。ま
た、安全系である原子炉隔離時冷却系、高圧炉心
スプレイ系の水源としても用いていた。
従来の沸騰水型原子炉プラントは、復水貯蔵タ
ンクは、専用に設けられた耐震基礎マツト（コン
クリートマツト）上に設置されていた。このた
め、上記専用の耐震基礎マツトを構築するにあた
り多量のコンクリートを必要とし、沸騰水型原子
炉プラントの全基礎マツトの構築に長時間を要し
ていた。
ンクは、専用に設けられた耐震基礎マツト（コン
クリートマツト）上に設置されていた。このた
め、上記専用の耐震基礎マツトを構築するにあた
り多量のコンクリートを必要とし、沸騰水型原子
炉プラントの全基礎マツトの構築に長時間を要し
ていた。
本発明の目的は、復水貯蔵タンクの基礎マツト
の構築に手間取ることなく原子炉プラントの建設
期間を短縮し、且つその復水貯蔵タンクに事故時
における原子炉格納容器の自然放熱を助長させる
機能を付与することに有る。
の構築に手間取ることなく原子炉プラントの建設
期間を短縮し、且つその復水貯蔵タンクに事故時
における原子炉格納容器の自然放熱を助長させる
機能を付与することに有る。
上記の目的は、格納容器とこの周囲をとり囲む
筒状の生体しやへい体との間に、復水貯蔵プール
を設けることによつて達成させることが出来る。
筒状の生体しやへい体との間に、復水貯蔵プール
を設けることによつて達成させることが出来る。
原子炉格納容器外周プール（復水貯蔵プール）
は原子炉格納容器外側に配置され、また、注入ポ
ンプ、ポンプ駆動タービン、主蒸気管および注入
配管は原子炉格納容器、原子炉建屋に配置され
る。
は原子炉格納容器外側に配置され、また、注入ポ
ンプ、ポンプ駆動タービン、主蒸気管および注入
配管は原子炉格納容器、原子炉建屋に配置され
る。
故に原子炉格納容器外周プールに接近して接続
することが可能なため、原子炉隔離時冷却系及び
緊急炉心冷却系（ECCS）等の安全系、制御棒駆
動装置の駆動水系、及び燃料プール補給水系等の
原子炉建屋内の重要度の高い配管のルートを非常
に短くすることが出来る。
することが可能なため、原子炉隔離時冷却系及び
緊急炉心冷却系（ECCS）等の安全系、制御棒駆
動装置の駆動水系、及び燃料プール補給水系等の
原子炉建屋内の重要度の高い配管のルートを非常
に短くすることが出来る。
また、格納容器外周プールは原子炉格納容器と
原子炉建屋の生体しやへい壁（コンクリート壁）
との間に形成される余剰空間部に配置されるた
め、原子炉建屋の耐震コンクリートマツト上に設
置されることになる。従つて、本発明は、従来の
原子炉プラントで必要としていた復水貯蔵タンク
専用の耐震コンクリートマツトが不用となるの
で、本発明の耐震基礎マツトに必要なコンクリー
ト打設量が大巾に低減でき、基礎マツトの構築期
間、ひいては原子炉プラントの建設期間を短縮で
きる。
原子炉建屋の生体しやへい壁（コンクリート壁）
との間に形成される余剰空間部に配置されるた
め、原子炉建屋の耐震コンクリートマツト上に設
置されることになる。従つて、本発明は、従来の
原子炉プラントで必要としていた復水貯蔵タンク
専用の耐震コンクリートマツトが不用となるの
で、本発明の耐震基礎マツトに必要なコンクリー
ト打設量が大巾に低減でき、基礎マツトの構築期
間、ひいては原子炉プラントの建設期間を短縮で
きる。
ここで、従来の復水貯蔵タンクの機能を有する
格納容器外周プールを原子炉建屋内に設置する場
合、約2000m3以上の水を原子炉建屋内に保有する
こととなり、万一の漏洩時に対し、その検出及び
漏洩水による他の設備、例えば非常用炉心冷却設
備への溢水防止を考慮しておく必要がある。格納
容器外周プールは、ライニングプール構造にな
る。このようにライニングプール構造にする場合
は従来の使用済燃料プールの漏洩検出設備と同等
の設備を設置することにより容易にライニング溶
接部等からの漏洩検出が可能になる。また、格納
容器外周プールの大破損等により多量の保有水が
漏洩した場合においても第５図に示すように生体
しやへい壁５０が溢水防止壁として機能する。し
たがつて生体しやへい壁外に設置されている他の
安全上重要な機器が溢水にみまわれる様な事態は
生じない。
格納容器外周プールを原子炉建屋内に設置する場
合、約2000m3以上の水を原子炉建屋内に保有する
こととなり、万一の漏洩時に対し、その検出及び
漏洩水による他の設備、例えば非常用炉心冷却設
備への溢水防止を考慮しておく必要がある。格納
容器外周プールは、ライニングプール構造にな
る。このようにライニングプール構造にする場合
は従来の使用済燃料プールの漏洩検出設備と同等
の設備を設置することにより容易にライニング溶
接部等からの漏洩検出が可能になる。また、格納
容器外周プールの大破損等により多量の保有水が
漏洩した場合においても第５図に示すように生体
しやへい壁５０が溢水防止壁として機能する。し
たがつて生体しやへい壁外に設置されている他の
安全上重要な機器が溢水にみまわれる様な事態は
生じない。
さらに、格納容器外周プールを復水貯蔵タンク
の代替設備とするためにはその水質を規定値に維
持しておく必要がある。ここで格納容器外周プー
ルは原子炉格納容器内のサプレツシヨンプールと
異なり主蒸気逃がし安全弁の排気や残留熱除去系
のフラツシング水等の流入がなく、水質悪化の要
因がない。したがつて格納容器外周プール水質は
プラント寿命期間を通じてその清浄度を十分維持
することが可能と考えられ、従来の復水貯蔵タン
クとしての機能を十分達成することができる。
の代替設備とするためにはその水質を規定値に維
持しておく必要がある。ここで格納容器外周プー
ルは原子炉格納容器内のサプレツシヨンプールと
異なり主蒸気逃がし安全弁の排気や残留熱除去系
のフラツシング水等の流入がなく、水質悪化の要
因がない。したがつて格納容器外周プール水質は
プラント寿命期間を通じてその清浄度を十分維持
することが可能と考えられ、従来の復水貯蔵タン
クとしての機能を十分達成することができる。
又、冷却材喪失事故時に格納容器内に放出され
た熱エネルギーによつてサプレツシヨンプール３
の水温が上昇し、格納容器壁を介して復水貯蔵プ
ール側へ伝熱が生じるため熱エネルギーによる格
納容器内の圧力上昇を、サプレツシヨンプール３
の水をポンプで熱交換器へ送つて冷却し、冷却後
に送り戻す、というような特別の動的機器を用い
ないで抑制できる。
た熱エネルギーによつてサプレツシヨンプール３
の水温が上昇し、格納容器壁を介して復水貯蔵プ
ール側へ伝熱が生じるため熱エネルギーによる格
納容器内の圧力上昇を、サプレツシヨンプール３
の水をポンプで熱交換器へ送つて冷却し、冷却後
に送り戻す、というような特別の動的機器を用い
ないで抑制できる。
〔実施例〕
以下、本発明の一実施例である沸騰水型原子炉
プラントを第１図及び第５図により説明する。
プラントを第１図及び第５図により説明する。
原子炉圧力容器１内で発生した蒸気は主蒸気管
８にてタービン４６に送られる。タービン４６か
ら排気された蒸気は、復水器４０にて凝縮されて
水となる。この凝縮水は、給水として復水ポンプ
４８、復水ろ過脱塩装置４１、給水ポンプ４７及
び給水加熱器４３が設けられた給水復水配管５９
により原子炉圧力容器１に戻される。
８にてタービン４６に送られる。タービン４６か
ら排気された蒸気は、復水器４０にて凝縮されて
水となる。この凝縮水は、給水として復水ポンプ
４８、復水ろ過脱塩装置４１、給水ポンプ４７及
び給水加熱器４３が設けられた給水復水配管５９
により原子炉圧力容器１に戻される。
格納容器外周プール４は、第５図に詳細に示す
ように原子炉格納容器２と原子炉建屋の生体しや
へい壁５０との間に形成され、しかも環状のプー
ルである。原子炉圧力容器１の周囲を取囲むサプ
レツシヨンチエンバ（圧力抑制室）３Ａ及び格納
容器外周プール４は、原子炉建屋の耐震コンクリ
ートマツト５３上に設置される。サプレツシヨン
チエンバ３Ａ及び格納容器外周プール４内には、
プール水３及び４Ａが充填されている。原子炉格
納容器２内のドライウエル５４は、ベント通路５
５によつてサプレツシヨンプール水３中に連絡さ
れている。
ように原子炉格納容器２と原子炉建屋の生体しや
へい壁５０との間に形成され、しかも環状のプー
ルである。原子炉圧力容器１の周囲を取囲むサプ
レツシヨンチエンバ（圧力抑制室）３Ａ及び格納
容器外周プール４は、原子炉建屋の耐震コンクリ
ートマツト５３上に設置される。サプレツシヨン
チエンバ３Ａ及び格納容器外周プール４内には、
プール水３及び４Ａが充填されている。原子炉格
納容器２内のドライウエル５４は、ベント通路５
５によつてサプレツシヨンプール水３中に連絡さ
れている。
格納容器外周プール４には、復水ろ過脱塩装置
４１下流で給水復水配管５９より分岐されたスピ
ルオーバライン配管４２が接続されるとともに、
格納容器外周プール水移送ポンプ４４を有する補
給ライン配管４５が接続され、給復水系の保有水
調整ができるようになつている。補給ライン配管
４５は復水器４０に連絡される。
４１下流で給水復水配管５９より分岐されたスピ
ルオーバライン配管４２が接続されるとともに、
格納容器外周プール水移送ポンプ４４を有する補
給ライン配管４５が接続され、給復水系の保有水
調整ができるようになつている。補給ライン配管
４５は復水器４０に連絡される。
一方、原子炉隔離時冷却ポンプ６の吸込配管１
１が格納容器外周プール４に接続されている。
１が格納容器外周プール４に接続されている。
原子炉水位低の信号により主蒸気配管８に設け
られた主蒸気隔離弁６０が急閉する原子炉隔離時
に、原子炉隔離時冷却装置は、自動起動して原子
炉格納容器外周プール４内のプール水４Ａをポン
プ吸込配管１１を介して注入ポンプ６によつて昇
圧し、注入配管１３を介し原子炉圧力容器１に注
入する。また、水源である原子炉格納容器外周プ
ール４内のプール水４Ａの水位が低下した場合に
は、サプレツシヨンチエンバ３Ａのプール水３に
水源を切替え運転を継続する。
られた主蒸気隔離弁６０が急閉する原子炉隔離時
に、原子炉隔離時冷却装置は、自動起動して原子
炉格納容器外周プール４内のプール水４Ａをポン
プ吸込配管１１を介して注入ポンプ６によつて昇
圧し、注入配管１３を介し原子炉圧力容器１に注
入する。また、水源である原子炉格納容器外周プ
ール４内のプール水４Ａの水位が低下した場合に
は、サプレツシヨンチエンバ３Ａのプール水３に
水源を切替え運転を継続する。
注入ポンプ６は、ポンプ駆動タービン７（以
下、タービン７と表示する）によつて駆動され
る。原子炉水位低信号により隔離弁６１が開き、
原子炉圧力容器１で発生した蒸気が蒸気供給配管
９を介してタービン７に導びかれる。この蒸気に
よるタービン７の回転により注入ポンプ６が駆動
される。タービン７から排気された蒸気は、ター
ビン排気管１４を介してサプレツシヨンチエンバ
３Ａ内のプール水３にて凝縮、回収される。
下、タービン７と表示する）によつて駆動され
る。原子炉水位低信号により隔離弁６１が開き、
原子炉圧力容器１で発生した蒸気が蒸気供給配管
９を介してタービン７に導びかれる。この蒸気に
よるタービン７の回転により注入ポンプ６が駆動
される。タービン７から排気された蒸気は、ター
ビン排気管１４を介してサプレツシヨンチエンバ
３Ａ内のプール水３にて凝縮、回収される。
このように何らかの原因で原子炉隔離事象が生
じた場合、上記の原子炉隔離時冷却装置の運転に
基づき炉心からの崩壊熱を除去することができ
る。またこの時同時に冷却材喪失事故が発生した
場合でも、格納容器２内のドライウエル５４に放
出された蒸気の熱を格納容器外周プール４に移送
し静的除熱を行なうことができる。すなわち、ド
ライウエル５４内の蒸気は、ベント通路５５を介
してサプレツシヨンチエンバ３Ａ内のプール水３
中に導かれ凝縮する。この蒸気凝縮によるプール
水３の温度が上昇するが、プール水３の温度は、
格納容器（鋼製）２の側壁を介して復水貯蔵プー
ル４のプール水４Ａに伝えられる。この場合には
格納容器外周プール水４への除熱時に必要な水を
確保する為に原子炉隔離時冷却装置を自動停止さ
せるインターロツクを設ける。さらに、格納容器
外周プール４のプール水４Ａは原子炉隔離時冷却
設備の注水量と冷却材喪失事故時の熱除去に際し
ての蒸発量の合計量を確保できるように充填され
ている。
じた場合、上記の原子炉隔離時冷却装置の運転に
基づき炉心からの崩壊熱を除去することができ
る。またこの時同時に冷却材喪失事故が発生した
場合でも、格納容器２内のドライウエル５４に放
出された蒸気の熱を格納容器外周プール４に移送
し静的除熱を行なうことができる。すなわち、ド
ライウエル５４内の蒸気は、ベント通路５５を介
してサプレツシヨンチエンバ３Ａ内のプール水３
中に導かれ凝縮する。この蒸気凝縮によるプール
水３の温度が上昇するが、プール水３の温度は、
格納容器（鋼製）２の側壁を介して復水貯蔵プー
ル４のプール水４Ａに伝えられる。この場合には
格納容器外周プール水４への除熱時に必要な水を
確保する為に原子炉隔離時冷却装置を自動停止さ
せるインターロツクを設ける。さらに、格納容器
外周プール４のプール水４Ａは原子炉隔離時冷却
設備の注水量と冷却材喪失事故時の熱除去に際し
ての蒸発量の合計量を確保できるように充填され
ている。
第２図は緊急炉心冷却装置の一系統である高圧
炉心スプレイ装置の水源として格納容器外周プー
ル４のプール水４Ａを利用した実施例である。こ
の高圧炉心スプレイ装置は、第１図に示す構造と
併用されているものである。第２図に示す高圧炉
心スプレイ装置は、原子炉水位低信号（原子炉隔
離時冷却装置を駆動させる原子炉水位低信号より
もレベルが低い）により自動起動し、原子炉格納
容器外周プール４内のプール水４Ａをポンプ吸込
配管１１Ａを介して注入ポンプ６Ａによつて昇圧
し、注入配管１３Ａを介し原子炉圧力容器１の炉
心内に注入する。
炉心スプレイ装置の水源として格納容器外周プー
ル４のプール水４Ａを利用した実施例である。こ
の高圧炉心スプレイ装置は、第１図に示す構造と
併用されているものである。第２図に示す高圧炉
心スプレイ装置は、原子炉水位低信号（原子炉隔
離時冷却装置を駆動させる原子炉水位低信号より
もレベルが低い）により自動起動し、原子炉格納
容器外周プール４内のプール水４Ａをポンプ吸込
配管１１Ａを介して注入ポンプ６Ａによつて昇圧
し、注入配管１３Ａを介し原子炉圧力容器１の炉
心内に注入する。
又、水源である原子炉格納容器外周プール水４
の水位が低下した場合には、サプレツシヨンチエ
ンバ３Ａ内のプール水３に水源を切替え運転を継
続する。
の水位が低下した場合には、サプレツシヨンチエ
ンバ３Ａ内のプール水３に水源を切替え運転を継
続する。
第３図は、制御棒駆動装置駆動水供給装置の水
源として格納容器外周プール４内のプール水４Ａ
を使用した実施例である。本実施例の系統も、第
１図の構造と併用される。格納容器外周プール４
内のプール水４Ａは、サクシヨンフイルタ２０を
介し制御棒駆動水ポンプ２１により昇圧され、原
子炉圧力容器１内の炉心に挿入される制御棒（図
示せず）を操作する制御棒駆動装置２２に駆動水
として供給される。２３は水圧制御ユニツトであ
る。
源として格納容器外周プール４内のプール水４Ａ
を使用した実施例である。本実施例の系統も、第
１図の構造と併用される。格納容器外周プール４
内のプール水４Ａは、サクシヨンフイルタ２０を
介し制御棒駆動水ポンプ２１により昇圧され、原
子炉圧力容器１内の炉心に挿入される制御棒（図
示せず）を操作する制御棒駆動装置２２に駆動水
として供給される。２３は水圧制御ユニツトであ
る。
第４図は、燃料プール補給水供給装置の水源と
して格納容器外周プール４内のプール水４Ａを使
用した実施例である。本実施例の系統も、第１図
の構造と併用される。この燃料プール補給水装置
は、地震時通常の補給水設備が使用できない場合
にスロツシングにより溢水した使用済燃料プール
水の補給を行なうものである。格納容器外周プー
ル４内のプール水４Ａは燃料プール補給水ポンプ
３０により昇圧され使用済燃料プール３１へ補給
される。
して格納容器外周プール４内のプール水４Ａを使
用した実施例である。本実施例の系統も、第１図
の構造と併用される。この燃料プール補給水装置
は、地震時通常の補給水設備が使用できない場合
にスロツシングにより溢水した使用済燃料プール
水の補給を行なうものである。格納容器外周プー
ル４内のプール水４Ａは燃料プール補給水ポンプ
３０により昇圧され使用済燃料プール３１へ補給
される。
以上述べた本実施例によれば、従来プラントの
復水貯蔵タンクに相当する復水貯蔵プールである
格納容器外周プールを原子炉建屋の中心部の基礎
マツト上に設置することができ、原子炉建屋内に
設置される重要度の高いプール配管系（第１図、
第２図、第４図の事故時に供用する配管系、第３
図の制御棒駆動装置駆動水供給装置）の配管長を
著しく短縮することができる。また、原子炉建屋
耐震マツト上に直接設置しているため従来プラン
トの如く復水貯蔵タンク専用の耐震マツトの設置
が不用となりプラントの建設期間短縮が図れる。
復水貯蔵タンクに相当する復水貯蔵プールである
格納容器外周プールを原子炉建屋の中心部の基礎
マツト上に設置することができ、原子炉建屋内に
設置される重要度の高いプール配管系（第１図、
第２図、第４図の事故時に供用する配管系、第３
図の制御棒駆動装置駆動水供給装置）の配管長を
著しく短縮することができる。また、原子炉建屋
耐震マツト上に直接設置しているため従来プラン
トの如く復水貯蔵タンク専用の耐震マツトの設置
が不用となりプラントの建設期間短縮が図れる。
さらに、従来プラントの如く復水貯蔵タンクを
屋外に設置する必要がないため凍結防止用ヒータ
等の保温設備が不要であり、原子炉建屋内の換気
空調設備により外気温度によらず適正温度に維持
することができる。
屋外に設置する必要がないため凍結防止用ヒータ
等の保温設備が不要であり、原子炉建屋内の換気
空調設備により外気温度によらず適正温度に維持
することができる。
〔発明の効果〕
本発明によれば、復水貯蔵タンクは原子炉格納
容器内の熱を外側に水冷により放熱させるに有効
に機能し、且つ従来必要とした復水貯蔵タンク専
用の基礎マツトが不要になるので、、原子炉プラ
ントの建設期間を短縮できる。
容器内の熱を外側に水冷により放熱させるに有効
に機能し、且つ従来必要とした復水貯蔵タンク専
用の基礎マツトが不要になるので、、原子炉プラ
ントの建設期間を短縮できる。
第１図は、本発明の一実施例である原子炉プラ
ントの構成図、第２図は第１図の実施例に用いら
れる高圧炉心スプレイ装置の構成図、第３図は第
１図の実施例に用いられる制御棒駆動装置駆動水
供給装置の構成図、第４図は第１図の実施例に用
いられる燃料プール補給水供給装置の構成図、第
５図は第１図の実施例で系統構成を除いた構築物
の構成図である。 １…原子炉圧力容器、２…原子炉格納容器、３
…サプレツシヨンプール水、４…原子炉格納容器
外周プール水、５…復水貯蔵タンク、６…注入ポ
ンプ、７…ポンプ駆動タービン、８…主蒸気管、
９…蒸気供給配管、１０…ポンプ吸込配管（復水
貯蔵タンク側）、１１…ポンプ吸込配管（原子炉
格納容器外周プール側）、１２…ポンプ吸込配管
（サプレツシヨンチエンバ側）、１３…注入配管、
１４…タービン排気管、１５…テスト配管（原子
炉格納容器外周プール側）、１６…テスト配管
（復水貯蔵タンク側）、２０…サクシヨンフイル
タ、２１…制御棒駆動水ポンプ、２２…制御棒駆
動機構、２３…水圧制御ユニツト、３０…燃料プ
ール補給水ポンプ、３１…使用済燃料プール、４
０…復水器、４１…復水ろ過脱塩装置、４２…ス
ピルオーバライン配管、４３…給水加熱器、４４
…格納容器外周プール水移送ポンプ、４５…補給
ライン、５０…生体しやへい壁、５１…ベント
壁、５２…格納容器外空間部。
ントの構成図、第２図は第１図の実施例に用いら
れる高圧炉心スプレイ装置の構成図、第３図は第
１図の実施例に用いられる制御棒駆動装置駆動水
供給装置の構成図、第４図は第１図の実施例に用
いられる燃料プール補給水供給装置の構成図、第
５図は第１図の実施例で系統構成を除いた構築物
の構成図である。 １…原子炉圧力容器、２…原子炉格納容器、３
…サプレツシヨンプール水、４…原子炉格納容器
外周プール水、５…復水貯蔵タンク、６…注入ポ
ンプ、７…ポンプ駆動タービン、８…主蒸気管、
９…蒸気供給配管、１０…ポンプ吸込配管（復水
貯蔵タンク側）、１１…ポンプ吸込配管（原子炉
格納容器外周プール側）、１２…ポンプ吸込配管
（サプレツシヨンチエンバ側）、１３…注入配管、
１４…タービン排気管、１５…テスト配管（原子
炉格納容器外周プール側）、１６…テスト配管
（復水貯蔵タンク側）、２０…サクシヨンフイル
タ、２１…制御棒駆動水ポンプ、２２…制御棒駆
動機構、２３…水圧制御ユニツト、３０…燃料プ
ール補給水ポンプ、３１…使用済燃料プール、４
０…復水器、４１…復水ろ過脱塩装置、４２…ス
ピルオーバライン配管、４３…給水加熱器、４４
…格納容器外周プール水移送ポンプ、４５…補給
ライン、５０…生体しやへい壁、５１…ベント
壁、５２…格納容器外空間部。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 基礎マツト上に設置された格納容器と、前記
基礎マツト上に設置されるとともに前記格納容器
の周囲を取囲む筒状の生体しやへい体と、前記格
納容器内に設置される原子炉容器と、前記原子炉
容器と復水器とを連絡する給水管路と、前記格納
容器と前記生体しやへい体との間に設けられて前
記給水管路に連絡された復水貯蔵プールとを備え
た原子炉プラント。 ２ 基礎マツト上に設置された格納容器と、前記
基礎マツト上に設置されるとともに前記格納容器
の周囲を取囲む筒状の生体しやへい体と、前記格
納容器内に設置される原子炉容器と、前記原子炉
容器と復水器とを連絡する給水管路と、前記格納
容器と前記生体しやへい体との間に設けられて前
記給水管路に連絡された復水貯蔵プールと、原子
炉の隔離時に前記復水貯蔵プール内の冷却水を前
記原子炉容器内に導く原子炉隔離時冷却装置とを
備えた原子炉プラント。 ３ 基礎マツト上に設置された格納容器と、前記
基礎マツト上に設置されるとともに前記格納容器
の周囲を取囲む筒状の生体しやへい体と、前記格
納容器内に設置される原子炉容器と、前記原子炉
容器と復水器とを連絡する給水管路と、前記格納
容器と前記生体しやへい体との間に設けられて前
記給水管路に連絡された復水貯蔵プールと、前記
原子炉容器内に設置された制御棒を操作する制御
棒駆動装置に前記復水貯蔵プール内の冷却水を導
く制御棒駆動装置駆水供給装置とを備えた原子炉
プラント。 ４ 基礎マツト上に設置された格納容器と、前記
基礎マツト上に設置されるとともに前記格納容器
の周囲を取囲む筒状の生体しやへい体と、前記格
納容器内に設置される原子炉容器と、前記原子炉
容器と復水器とを連絡する給水管路と、前記格納
容器と前記生体しやへい体との間に設けられて前
記給水管路に連絡された復水貯蔵プールと、前記
復水貯蔵プール内のプール水を燃料貯蔵プールに
導く燃料プール水補給装置とを備えた原子炉プラ
ント。
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62026289A JPS63195594A (ja) | 1987-02-09 | 1987-02-09 | 原子炉プラント |
| US07/098,530 US5011652A (en) | 1986-09-19 | 1987-09-18 | Nuclear power facilities |
| KR1019870010357A KR950009881B1 (ko) | 1986-09-19 | 1987-09-18 | 원자로 설비 |
| CN87106445A CN1012769B (zh) | 1986-09-19 | 1987-09-18 | 核动力装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62026289A JPS63195594A (ja) | 1987-02-09 | 1987-02-09 | 原子炉プラント |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63195594A JPS63195594A (ja) | 1988-08-12 |
| JPH0471479B2 true JPH0471479B2 (ja) | 1992-11-13 |
Family
ID=12189140
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62026289A Granted JPS63195594A (ja) | 1986-09-19 | 1987-02-09 | 原子炉プラント |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS63195594A (ja) |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5364189A (en) * | 1976-11-19 | 1978-06-08 | Hitachi Ltd | Suppression chamber |
-
1987
- 1987-02-09 JP JP62026289A patent/JPS63195594A/ja active Granted
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5364189A (en) * | 1976-11-19 | 1978-06-08 | Hitachi Ltd | Suppression chamber |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS63195594A (ja) | 1988-08-12 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |