JPH055794A - 沸騰水型原子炉用冷却設備 - Google Patents
沸騰水型原子炉用冷却設備Info
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- JPH055794A JPH055794A JP3156398A JP15639891A JPH055794A JP H055794 A JPH055794 A JP H055794A JP 3156398 A JP3156398 A JP 3156398A JP 15639891 A JP15639891 A JP 15639891A JP H055794 A JPH055794 A JP H055794A
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- Japan
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- pool
- reactor
- pressure
- cooling system
- condenser
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- 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】
【目的】圧力抑制プールから放出された不凝縮ガスが隔
離時復水器に再度吸い込まれて隔離時復水器の伝熱特性
を劣化させないようにして、隔離時復水器の伝熱特性を
高め、原子炉容器内の圧力上昇を抑制する。 【構成】原子炉格納容器１の外部に隔離時復水器１４を
浸漬して収容する隔離時復水器プール１３を設ける。原
子炉格納容器１の内部に圧力抑制プール７および炉心冷
却系プール８を設ける。圧力抑制プール７と炉心冷却系
プール８との間に真空破壊弁２０を取り付けた不凝縮ガ
ス排出管１９を設けて、両プール７，８間を連通する。
離時復水器に再度吸い込まれて隔離時復水器の伝熱特性
を劣化させないようにして、隔離時復水器の伝熱特性を
高め、原子炉容器内の圧力上昇を抑制する。 【構成】原子炉格納容器１の外部に隔離時復水器１４を
浸漬して収容する隔離時復水器プール１３を設ける。原
子炉格納容器１の内部に圧力抑制プール７および炉心冷
却系プール８を設ける。圧力抑制プール７と炉心冷却系
プール８との間に真空破壊弁２０を取り付けた不凝縮ガ
ス排出管１９を設けて、両プール７，８間を連通する。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は隔離時復水器の不凝縮ガ
スによる熱伝熱特性の劣化を防止した沸騰水型原子炉用
冷却設備に関する。
スによる熱伝熱特性の劣化を防止した沸騰水型原子炉用
冷却設備に関する。
【０００２】
【従来の技術】沸騰水型原子炉においては、原子炉格納
容器１は炉心２を内包する原子炉圧力容器３の周囲に設
置される。原子炉格納容器１はプール壁４によって仕切
られた上部ドライウエル５、下部ドライウエル６、圧力
抑制プール７および炉心冷却系プール８を内部に構成し
ている。上部ドライウエル５と下部ドライウエル６はド
ライウエル連通管９によって連通される。上部ドライウ
エル５と圧力抑制プール７の水部分はベント管１０によ
って連通される。炉心冷却系プール８から原子炉圧力容
器３に至る注入管１１および圧力抑制プール７から原子
炉圧力容器３に至る均圧管１２が接続されている。原子
炉格納容器１外の上部には隔離時復水器プール１３が設
置されており、この隔離時復水器プール１３には隔離時
復水器１４が収容されている。
容器１は炉心２を内包する原子炉圧力容器３の周囲に設
置される。原子炉格納容器１はプール壁４によって仕切
られた上部ドライウエル５、下部ドライウエル６、圧力
抑制プール７および炉心冷却系プール８を内部に構成し
ている。上部ドライウエル５と下部ドライウエル６はド
ライウエル連通管９によって連通される。上部ドライウ
エル５と圧力抑制プール７の水部分はベント管１０によ
って連通される。炉心冷却系プール８から原子炉圧力容
器３に至る注入管１１および圧力抑制プール７から原子
炉圧力容器３に至る均圧管１２が接続されている。原子
炉格納容器１外の上部には隔離時復水器プール１３が設
置されており、この隔離時復水器プール１３には隔離時
復水器１４が収容されている。
【０００３】原子炉圧力容器３には蒸気入口管１５が接
続され、この蒸気入口管１５は隔離時復水器１４に接続
している。隔離時復水器１４は凝縮水戻り管１６を介し
て原子炉圧力容器３に接続している。圧力抑制室７の上
面には上部ドライウエルと連通する不凝縮ガス排出管１
７が設けられており、この不凝縮ガス排出管１７には真
空破壊弁１８が取り付けられている。
続され、この蒸気入口管１５は隔離時復水器１４に接続
している。隔離時復水器１４は凝縮水戻り管１６を介し
て原子炉圧力容器３に接続している。圧力抑制室７の上
面には上部ドライウエルと連通する不凝縮ガス排出管１
７が設けられており、この不凝縮ガス排出管１７には真
空破壊弁１８が取り付けられている。
【０００４】ここで、上部ドライウエル５内の凝縮水戻
り管１６で破断事故が生じると、原子炉格納容器１に接
続されている減圧弁が開放して原子炉圧力容器３が減圧
するとともに、炉心冷却系プール８の水が注入管１１を
通じて原子炉圧力容器３に注入される。注入された水の
一部は凝縮水戻り管１６の破断口および減圧弁から上部
ドライウエル５内に流出する。流出した水はドライウエ
ル連通管９を通って下部ドライウエル６内に落下し、こ
こに滞留する。
り管１６で破断事故が生じると、原子炉格納容器１に接
続されている減圧弁が開放して原子炉圧力容器３が減圧
するとともに、炉心冷却系プール８の水が注入管１１を
通じて原子炉圧力容器３に注入される。注入された水の
一部は凝縮水戻り管１６の破断口および減圧弁から上部
ドライウエル５内に流出する。流出した水はドライウエ
ル連通管９を通って下部ドライウエル６内に落下し、こ
こに滞留する。
【０００５】また、その後の炉心崩壊熱により、原子炉
圧力容器３内の水が蒸発し、水位が低下すると、圧力抑
制プール７から均圧管１２を通じて重力によって水が原
子炉圧力容器３内に流入し、炉心２の冠水が維持され、
炉心の冷却が行われる。
圧力容器３内の水が蒸発し、水位が低下すると、圧力抑
制プール７から均圧管１２を通じて重力によって水が原
子炉圧力容器３内に流入し、炉心２の冠水が維持され、
炉心の冷却が行われる。
【０００６】ところで、原子炉格納容器１内の蒸気配管
破断事故時の数日に渡る、いわゆる長期冷却過程におい
て、隔離時復水器１４を使用することが考えられてい
る。原子炉圧力容器３を隔離した場合、炉心２は崩壊熱
を発生し続けるため、その蒸気により原子炉圧力容器３
内の圧力は上昇してしまう。そこで、原子炉圧力容器３
内の蒸気を隔離時復水器１４に導き、これを凝縮させて
原子炉圧力容器３内の圧力の上昇を抑制できるようにす
る。
破断事故時の数日に渡る、いわゆる長期冷却過程におい
て、隔離時復水器１４を使用することが考えられてい
る。原子炉圧力容器３を隔離した場合、炉心２は崩壊熱
を発生し続けるため、その蒸気により原子炉圧力容器３
内の圧力は上昇してしまう。そこで、原子炉圧力容器３
内の蒸気を隔離時復水器１４に導き、これを凝縮させて
原子炉圧力容器３内の圧力の上昇を抑制できるようにす
る。
【０００７】しかしながら、冷却材喪失時の数日に渡る
長期冷却過程において原子炉圧力容器３内の蒸気は、原
子炉格納容器１内に封入されている不凝縮ガス雰囲気中
に放出されるため、蒸気に混入した不凝縮ガスが隔離時
復水器１４に導かれることにより隔離時復水器１４の凝
縮熱伝達特性は劣化し、蒸気凝縮量は著しく減少する。
その結果、隔離時復水器１４の伝熱管の下部プレナム
（以下、水室）には不凝縮ガスと未凝縮の蒸気が貯溜さ
れることになる。
長期冷却過程において原子炉圧力容器３内の蒸気は、原
子炉格納容器１内に封入されている不凝縮ガス雰囲気中
に放出されるため、蒸気に混入した不凝縮ガスが隔離時
復水器１４に導かれることにより隔離時復水器１４の凝
縮熱伝達特性は劣化し、蒸気凝縮量は著しく減少する。
その結果、隔離時復水器１４の伝熱管の下部プレナム
（以下、水室）には不凝縮ガスと未凝縮の蒸気が貯溜さ
れることになる。
【０００８】前記不凝縮ガスと未凝縮の蒸気は、隔離時
復水器１４の水室と圧力抑制室７との圧力差によって、
圧力抑制室７内に放出される。未凝縮の蒸気は圧力抑制
室７に導かれ、その液相部７ａで凝縮される。
復水器１４の水室と圧力抑制室７との圧力差によって、
圧力抑制室７内に放出される。未凝縮の蒸気は圧力抑制
室７に導かれ、その液相部７ａで凝縮される。
【０００９】圧力抑制室７内に貯溜され不凝縮ガスは、
ドライウエル５と圧力抑制室７との圧力差があるときは
そのまま滞留し、圧力差が逆転して圧力抑制室７の圧力
がある程度高くなると、その圧力差により真空破壊弁１
８を開けて不凝縮ガス排出管１７を通り上部ドライウエ
ル５内に放出される。
ドライウエル５と圧力抑制室７との圧力差があるときは
そのまま滞留し、圧力差が逆転して圧力抑制室７の圧力
がある程度高くなると、その圧力差により真空破壊弁１
８を開けて不凝縮ガス排出管１７を通り上部ドライウエ
ル５内に放出される。
【００１０】
【発明が解決しようとする課題】圧力抑制プール７に貯
溜された不凝縮ガスは、圧力抑制プール７と上部ドライ
ウエル５の圧力差がある程度高くなるとその圧力差によ
り真空破壊弁１８を開けて不凝縮ガス排出管１７を通り
上部ドライウエル５内に放出される。上部ドライウエル
５内に放出された不凝縮ガスは蒸気よりも重いためその
比重差により徐々に上部ドライウエル５内に蓄積する
が、上部ドライウエル５内は原子炉圧力容器３内から次
々に生ずる蒸気により流れが活発であり、不凝縮ガスの
堆積は緩やかにしか進まず、不凝縮ガスが再度隔離時復
水器１４に吸い込まれてしまい隔離時復水器１４の伝熱
特性を劣化させる課題がある。
溜された不凝縮ガスは、圧力抑制プール７と上部ドライ
ウエル５の圧力差がある程度高くなるとその圧力差によ
り真空破壊弁１８を開けて不凝縮ガス排出管１７を通り
上部ドライウエル５内に放出される。上部ドライウエル
５内に放出された不凝縮ガスは蒸気よりも重いためその
比重差により徐々に上部ドライウエル５内に蓄積する
が、上部ドライウエル５内は原子炉圧力容器３内から次
々に生ずる蒸気により流れが活発であり、不凝縮ガスの
堆積は緩やかにしか進まず、不凝縮ガスが再度隔離時復
水器１４に吸い込まれてしまい隔離時復水器１４の伝熱
特性を劣化させる課題がある。
【００１１】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、圧力抑制プールから放出された不凝縮ガスが
隔離時復水器に再度吸い込まれて隔離時復水器の伝熱特
性を劣化させないように、不凝縮ガスを炉心冷却系プー
ル内に蓄積して隔離時復水器の伝熱特性を高く保持する
ことができる沸騰水型原子炉用冷却設備を提供すること
にある。
たもので、圧力抑制プールから放出された不凝縮ガスが
隔離時復水器に再度吸い込まれて隔離時復水器の伝熱特
性を劣化させないように、不凝縮ガスを炉心冷却系プー
ル内に蓄積して隔離時復水器の伝熱特性を高く保持する
ことができる沸騰水型原子炉用冷却設備を提供すること
にある。
【００１２】
【課題を解決するための手段】本発明は原子炉格納容器
のドライウエル内に原子炉圧力容器を設け、前記原子炉
格納容器の外部に隔離時復水器を浸漬して収容する隔離
時復水器プールを設け、前記原子炉格納容器の内部に圧
力抑制プールおよび重力落下式炉心冷却系プールを設
け、前記圧力抑制プールと前記炉心冷却系プールとを連
通する不凝縮ガス排出管を設け、この不凝縮ガス排出管
に真空破壊弁を取り付けてなることを特徴とする。
のドライウエル内に原子炉圧力容器を設け、前記原子炉
格納容器の外部に隔離時復水器を浸漬して収容する隔離
時復水器プールを設け、前記原子炉格納容器の内部に圧
力抑制プールおよび重力落下式炉心冷却系プールを設
け、前記圧力抑制プールと前記炉心冷却系プールとを連
通する不凝縮ガス排出管を設け、この不凝縮ガス排出管
に真空破壊弁を取り付けてなることを特徴とする。
【００１３】
【作用】ドライウエルから蒸気と共に隔離時復水器に流
入した不凝縮ガスは、圧力抑制プール内に一旦貯溜さ
れ、圧力抑制室の圧力上昇し、ドライウエルとの圧力差
がある程度高くなった場合、圧力抑制室と上部ドライウ
エルとの圧力差により真空破壊弁を開けて不凝縮ガス排
出管を通り炉心冷却系プールに放出される。炉心冷却系
プール内に放出された不凝縮ガスはドライウエルとは別
個の空間、つまり炉心冷却系プール６内に蓄積すること
により隔離時復水器に再度吸い込まれなくて済むため、
隔離時復水器の凝縮熱伝達を良好に保つことができる。
入した不凝縮ガスは、圧力抑制プール内に一旦貯溜さ
れ、圧力抑制室の圧力上昇し、ドライウエルとの圧力差
がある程度高くなった場合、圧力抑制室と上部ドライウ
エルとの圧力差により真空破壊弁を開けて不凝縮ガス排
出管を通り炉心冷却系プールに放出される。炉心冷却系
プール内に放出された不凝縮ガスはドライウエルとは別
個の空間、つまり炉心冷却系プール６内に蓄積すること
により隔離時復水器に再度吸い込まれなくて済むため、
隔離時復水器の凝縮熱伝達を良好に保つことができる。
【００１４】
【実施例】図１を参照しながら本発明に係る沸騰水型原
子炉用冷却設備の第１の実施例を説明する。
子炉用冷却設備の第１の実施例を説明する。
【００１５】図１において、原子炉格納容器１は炉心２
を内包する原子炉圧力容器３を格納するようにして設け
られている。原子炉格納容器１はプール壁によって仕切
られた上部ドライウエル５、下部ドライウエル６、圧力
抑制プール７および重量落下式の炉心冷却系プール８を
内部に構成している。上部ドライウエル５と下部ドライ
ウエル６はドライウエル連通管によって連通される。炉
心冷却系プール８から原子炉圧力容器３に至る注入管１
１および圧力抑制プール７から原子炉圧力容器３に至る
均圧管１２が接続されている。原子炉格納容器１外の上
部には隔離時復水器プール１３が設置されており、この
隔離時復水器プール１３には隔離時復水器１４が浸漬し
て収容されている。原子炉圧力容器３には蒸気入口管１
５が接続され、この蒸気入口管１５は隔離時復水器１４
に接続している。隔離時復水器１４は凝縮水戻り管１６
を介して原子炉圧力容器３に接続している。圧力抑制プ
ール７と炉心冷却系プール８との間を連通する不凝縮ガ
ス排出管１９が炉心冷却系プール８の底面を貫通して設
けられている。この不凝縮ガス排出管１９には真空破壊
弁２０が取り付けられている。
を内包する原子炉圧力容器３を格納するようにして設け
られている。原子炉格納容器１はプール壁によって仕切
られた上部ドライウエル５、下部ドライウエル６、圧力
抑制プール７および重量落下式の炉心冷却系プール８を
内部に構成している。上部ドライウエル５と下部ドライ
ウエル６はドライウエル連通管によって連通される。炉
心冷却系プール８から原子炉圧力容器３に至る注入管１
１および圧力抑制プール７から原子炉圧力容器３に至る
均圧管１２が接続されている。原子炉格納容器１外の上
部には隔離時復水器プール１３が設置されており、この
隔離時復水器プール１３には隔離時復水器１４が浸漬し
て収容されている。原子炉圧力容器３には蒸気入口管１
５が接続され、この蒸気入口管１５は隔離時復水器１４
に接続している。隔離時復水器１４は凝縮水戻り管１６
を介して原子炉圧力容器３に接続している。圧力抑制プ
ール７と炉心冷却系プール８との間を連通する不凝縮ガ
ス排出管１９が炉心冷却系プール８の底面を貫通して設
けられている。この不凝縮ガス排出管１９には真空破壊
弁２０が取り付けられている。
【００１６】しかして、上記実施例によれば蒸気ととも
に上部ドライウエル５から隔離時復水器１４に流入した
不凝縮ガスは圧力抑制プール７に一旦滞留し、圧力抑制
プール７の圧力が上昇し、上部ドライウエル５との圧力
差が或る程度以上になると、その圧力差により真空破壊
弁２０を開けて不凝縮ガス排出管１９を通り、炉心冷却
系プール１３に放出される。そして、不凝縮ガスが炉心
冷却系プール１３に放出されることによって不凝縮ガス
は上部ドライウエル５とは別個の空間に蓄積することに
なり、隔離時復水器１４に再び吸収されることがないの
で、隔離時復水器１４の伝熱特性を良好に保つことがで
きる。図２は本発明の第２の実施例を示したもので、図
１と同一部分には同一符号を付して重複する部分の説明
は省略する。
に上部ドライウエル５から隔離時復水器１４に流入した
不凝縮ガスは圧力抑制プール７に一旦滞留し、圧力抑制
プール７の圧力が上昇し、上部ドライウエル５との圧力
差が或る程度以上になると、その圧力差により真空破壊
弁２０を開けて不凝縮ガス排出管１９を通り、炉心冷却
系プール１３に放出される。そして、不凝縮ガスが炉心
冷却系プール１３に放出されることによって不凝縮ガス
は上部ドライウエル５とは別個の空間に蓄積することに
なり、隔離時復水器１４に再び吸収されることがないの
で、隔離時復水器１４の伝熱特性を良好に保つことがで
きる。図２は本発明の第２の実施例を示したもので、図
１と同一部分には同一符号を付して重複する部分の説明
は省略する。
【００１７】この第２の実施例は真空破壊弁２０が取り
付けられた不凝縮ガス排出管２１の下端が圧力抑制プー
ル７の気相部７ａに開口し、また先端が炉心冷却系プー
ル８の側壁を突出して設けられている。この第２の実施
例の作用効果は前記第１の実施例とほぼ同様なので、そ
の説明を省略する。
付けられた不凝縮ガス排出管２１の下端が圧力抑制プー
ル７の気相部７ａに開口し、また先端が炉心冷却系プー
ル８の側壁を突出して設けられている。この第２の実施
例の作用効果は前記第１の実施例とほぼ同様なので、そ
の説明を省略する。
【００１８】
【発明の効果】本発明によれば、配管破断事故時等の数
日間にわたる、いわゆる長期冷却過程において隔離時復
水器の凝縮熱伝達特性を良好に保ち、不凝縮ガスにより
劣化を続けさせることなく原子炉圧力容器内の圧力上昇
を抑制することができる。
日間にわたる、いわゆる長期冷却過程において隔離時復
水器の凝縮熱伝達特性を良好に保ち、不凝縮ガスにより
劣化を続けさせることなく原子炉圧力容器内の圧力上昇
を抑制することができる。
【図１】本発明に係る沸騰水型原子炉用冷却設備の第１
の実施例の要部を示す縦断面図。
の実施例の要部を示す縦断面図。
【図２】本発明に係る沸騰水型原子炉用冷却設備の第２
の実施例の要部を示す縦断面図。
の実施例の要部を示す縦断面図。
【図３】従来の沸騰水型原子炉用冷却設備の要部を示す
縦断面図。
縦断面図。
１…原子炉格納容器、２…炉心、３…原子炉圧力容器、
４…プール壁、５…上部ドライウエル、６…下部ドライ
ウエル、７…圧力抑制プール、８…炉心冷却系プール、
９…ドライウエル連通管、１０…ベント管、１１…注入
管、１２…均圧管、１３…隔離時復水器プール、１４…
隔離時復水器、１５…蒸気入口管、１６…凝縮水戻り
管、１７，１９，２１…不凝縮ガス排出管、１８，２０
…真空破壊弁。
４…プール壁、５…上部ドライウエル、６…下部ドライ
ウエル、７…圧力抑制プール、８…炉心冷却系プール、
９…ドライウエル連通管、１０…ベント管、１１…注入
管、１２…均圧管、１３…隔離時復水器プール、１４…
隔離時復水器、１５…蒸気入口管、１６…凝縮水戻り
管、１７，１９，２１…不凝縮ガス排出管、１８，２０
…真空破壊弁。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 【請求項１】 原子炉格納容器のドライウエル内に原子
炉圧力容器を設け、前記原子炉格納容器の外部に隔離時
復水器を浸漬して収容する隔離時復水器プールを設け、
前記原子炉格納容器の内部に圧力抑制プールおよび重力
落下式炉心冷却系プールを設け、前記圧力抑制プールと
前記炉心冷却系プールとを連通する不凝縮ガス排出管を
設け、この不凝縮ガス排出管に真空破壊弁を取り付けて
なることを特徴とする沸騰水型原子炉用冷却設備。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3156398A JPH055794A (ja) | 1991-06-27 | 1991-06-27 | 沸騰水型原子炉用冷却設備 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3156398A JPH055794A (ja) | 1991-06-27 | 1991-06-27 | 沸騰水型原子炉用冷却設備 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH055794A true JPH055794A (ja) | 1993-01-14 |
Family
ID=15626871
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3156398A Pending JPH055794A (ja) | 1991-06-27 | 1991-06-27 | 沸騰水型原子炉用冷却設備 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH055794A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0677851A1 (en) * | 1994-04-13 | 1995-10-18 | FINMECCANICA S.p.A. AZIENDA ANSALDO | A condenser for steam mixed with non-condensable gases, operating with natural circulation, for nuclear reactor protection systems |
-
1991
- 1991-06-27 JP JP3156398A patent/JPH055794A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0677851A1 (en) * | 1994-04-13 | 1995-10-18 | FINMECCANICA S.p.A. AZIENDA ANSALDO | A condenser for steam mixed with non-condensable gases, operating with natural circulation, for nuclear reactor protection systems |
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