JPH06281779A - 原子炉格納容器冷却装置 - Google Patents
原子炉格納容器冷却装置Info
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- JPH06281779A JPH06281779A JP5070613A JP7061393A JPH06281779A JP H06281779 A JPH06281779 A JP H06281779A JP 5070613 A JP5070613 A JP 5070613A JP 7061393 A JP7061393 A JP 7061393A JP H06281779 A JPH06281779 A JP H06281779A
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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
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】 非常用復水器と通常運転時に冷却水を貯留す
る水源を分離し、非常用復水器の設置環境及び保守・点
検性の向上を図ることが可能な原子炉格納容器冷却装置
を提供することを目的とする。 【構成】 原子炉格納容器２内の蒸気を冷却せしめる非
常用復水器１３と、この非常用復水器１３を収容する冷
却槽１２とを有する原子炉格納容器冷却装置において、
前記冷却槽１２の上方に設けられ冷却水３２を貯留する
貯蔵槽１８と、端部をこの貯蔵槽１８に接続し他端を前
記冷却槽１２に接続する冷却水注入配管２０とを有し、
この冷却水注入配管２０は非常信号２１によって開動作
する止弁１７及び補修弁１９を具備し、前記冷却槽１２
は通常運転時には冷却水を貯留せずかつ非常時に冷却水
３２を貯蔵槽１８から導入して成ることを特徴とする。
る水源を分離し、非常用復水器の設置環境及び保守・点
検性の向上を図ることが可能な原子炉格納容器冷却装置
を提供することを目的とする。 【構成】 原子炉格納容器２内の蒸気を冷却せしめる非
常用復水器１３と、この非常用復水器１３を収容する冷
却槽１２とを有する原子炉格納容器冷却装置において、
前記冷却槽１２の上方に設けられ冷却水３２を貯留する
貯蔵槽１８と、端部をこの貯蔵槽１８に接続し他端を前
記冷却槽１２に接続する冷却水注入配管２０とを有し、
この冷却水注入配管２０は非常信号２１によって開動作
する止弁１７及び補修弁１９を具備し、前記冷却槽１２
は通常運転時には冷却水を貯留せずかつ非常時に冷却水
３２を貯蔵槽１８から導入して成ることを特徴とする。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は原子炉冷却材喪失時また
は原子炉隔離時に原子炉格納容器を冷却する原子炉格納
容器冷却装置に関する。
は原子炉隔離時に原子炉格納容器を冷却する原子炉格納
容器冷却装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】一般に、原子炉格納容器は原子炉を格納
し、原子炉に接続される配管等が万一破断するような事
象が発生した場合には、放射性物質を封じ込める原子炉
施設の保安上重要な工学的安全施設である。従って、原
子炉冷却材喪失事故（以下ＬＯＣＡという）等、原子炉
から原子炉格納容器内に高温の冷却材が流出する場合に
は原子炉のみならず、原子炉格納容器自体も冷却する必
要があり、従来から冷却装置が設置されていた。
し、原子炉に接続される配管等が万一破断するような事
象が発生した場合には、放射性物質を封じ込める原子炉
施設の保安上重要な工学的安全施設である。従って、原
子炉冷却材喪失事故（以下ＬＯＣＡという）等、原子炉
から原子炉格納容器内に高温の冷却材が流出する場合に
は原子炉のみならず、原子炉格納容器自体も冷却する必
要があり、従来から冷却装置が設置されていた。
【０００３】以下、図３及び図４を参照して格納容器冷
却装置の従来例について説明する。図３において、原子
炉格納容器２の天井部には蒸気吸込配管９が設けられ、
この蒸気吸込配管９は隔離弁１０を介して、他端は非常
用復水器１３に接続されている。この非常用復水器１３
は、原子炉格納容器２外部に設置され冷却水３０を貯留
する冷却槽１２内に収容されている。この冷却槽１２の
天井部には大気放出配管１５が配設され、他端は大気開
放されている。また、非常用復水器１３は隔離弁１１を
介してサプレッションプール３に接続される非凝縮性ガ
ス排出配管８及び隔離弁２２を介して重力落下非常用炉
心冷却系プール５に他端が開放される凝縮水戻り配管６
を有している。この重力落下非常用炉心冷却系プール５
は、他端を原子炉圧力容器１に接続される凝縮水注入配
管７を有している。
却装置の従来例について説明する。図３において、原子
炉格納容器２の天井部には蒸気吸込配管９が設けられ、
この蒸気吸込配管９は隔離弁１０を介して、他端は非常
用復水器１３に接続されている。この非常用復水器１３
は、原子炉格納容器２外部に設置され冷却水３０を貯留
する冷却槽１２内に収容されている。この冷却槽１２の
天井部には大気放出配管１５が配設され、他端は大気開
放されている。また、非常用復水器１３は隔離弁１１を
介してサプレッションプール３に接続される非凝縮性ガ
ス排出配管８及び隔離弁２２を介して重力落下非常用炉
心冷却系プール５に他端が開放される凝縮水戻り配管６
を有している。この重力落下非常用炉心冷却系プール５
は、他端を原子炉圧力容器１に接続される凝縮水注入配
管７を有している。
【０００４】このように構成される従来の原子炉格納容
器冷却装置において、ＬＯＣＡ時等には原子炉圧力容器
１から高温・高圧の冷却材が原子炉格納容器２内に流出
する。この冷却材は、ドライウェル４が原子炉圧力容器
１内に比べ大幅に圧力が低いことから減圧沸騰し、ドラ
イウェル４は蒸気で充満する。発生した蒸気は原子炉格
納容器２天井部に配設された蒸気吸込配管９によって、
隔離弁１０を介して非常用復水器１３に導かれる。この
非常用復水器１３において、導かれた蒸気は冷却槽１２
内に貯留された冷却水３０によって、除熱され、凝縮水
となって凝縮水戻り配管６を介して重力落下非常用炉心
冷却系プール５に導かれる。この重力落下非常用炉心冷
却系プール５内に導かれた凝縮水は、さらに凝縮水注入
配管７を介して再び原子炉圧力容器１内に注入される。
器冷却装置において、ＬＯＣＡ時等には原子炉圧力容器
１から高温・高圧の冷却材が原子炉格納容器２内に流出
する。この冷却材は、ドライウェル４が原子炉圧力容器
１内に比べ大幅に圧力が低いことから減圧沸騰し、ドラ
イウェル４は蒸気で充満する。発生した蒸気は原子炉格
納容器２天井部に配設された蒸気吸込配管９によって、
隔離弁１０を介して非常用復水器１３に導かれる。この
非常用復水器１３において、導かれた蒸気は冷却槽１２
内に貯留された冷却水３０によって、除熱され、凝縮水
となって凝縮水戻り配管６を介して重力落下非常用炉心
冷却系プール５に導かれる。この重力落下非常用炉心冷
却系プール５内に導かれた凝縮水は、さらに凝縮水注入
配管７を介して再び原子炉圧力容器１内に注入される。
【０００５】また、非常用復水器１３内に導かれた蒸気
の除熱に供する冷却槽１２内の冷却水３０は、熱交換に
よって蒸気となり放射性物質が含まれないことを放射線
検出器（図示せず）によって確認した後、大気放出配管
１５から大気中に放出される。
の除熱に供する冷却槽１２内の冷却水３０は、熱交換に
よって蒸気となり放射性物質が含まれないことを放射線
検出器（図示せず）によって確認した後、大気放出配管
１５から大気中に放出される。
【０００６】一方、原子炉圧力容器１からは冷却材だけ
でなく、核反応によって発生した非凝縮性の気体が放出
される。この非凝縮性ガスは蒸気と同様に蒸気吸込配管
９から非常用復水器１３内へ導かれ、隔離弁１１を介し
て非凝縮性ガス排出配管８によってサプレッションプー
ル３へ排出される。
でなく、核反応によって発生した非凝縮性の気体が放出
される。この非凝縮性ガスは蒸気と同様に蒸気吸込配管
９から非常用復水器１３内へ導かれ、隔離弁１１を介し
て非凝縮性ガス排出配管８によってサプレッションプー
ル３へ排出される。
【０００７】次に、図４を参照してＬＯＣＡ時だけでな
く、原子炉圧力容器１が隔離され炉心（図示せず）の残
留熱を除去することが可能な原子炉格納容器冷却装置の
従来例について説明する。図４において、図３と同一部
分については同一符号を付しその構成については説明を
省略する。図４において、原子炉圧力容器１に設けられ
た主蒸気配管２３に設けられた主蒸気隔離弁２４の上流
側に端部を有する蒸気吸込配管２５が設けられ、この蒸
気吸込配管２５は隔離弁２６，２６を介して、他端は非
常用復水器１４に接続されている。この非常用復水器１
４は、原子炉格納容器２外部に設置され冷却水３０を貯
留する冷却槽１２内に収容されている。また、非常用復
水器１４は隔離弁２８，２８を介して原子炉圧力容器１
に他端が接続される冷却水戻り配管２７を有している。
く、原子炉圧力容器１が隔離され炉心（図示せず）の残
留熱を除去することが可能な原子炉格納容器冷却装置の
従来例について説明する。図４において、図３と同一部
分については同一符号を付しその構成については説明を
省略する。図４において、原子炉圧力容器１に設けられ
た主蒸気配管２３に設けられた主蒸気隔離弁２４の上流
側に端部を有する蒸気吸込配管２５が設けられ、この蒸
気吸込配管２５は隔離弁２６，２６を介して、他端は非
常用復水器１４に接続されている。この非常用復水器１
４は、原子炉格納容器２外部に設置され冷却水３０を貯
留する冷却槽１２内に収容されている。また、非常用復
水器１４は隔離弁２８，２８を介して原子炉圧力容器１
に他端が接続される冷却水戻り配管２７を有している。
【０００８】このように構成される従来の原子炉格納容
器冷却装置において、原子炉通常運転時には、蒸気吸込
配管２５の隔離弁２６，２６は閉状態であり、また、主
蒸気配管２３の主蒸気隔離弁２４，２４は開状態にあ
る。従って、原子炉圧力容器１で発生した蒸気はタービ
ン発電機（図示せず）に導かれ発電に供している。一
方、原子炉隔離時には主蒸気隔離弁２４，２４は全閉状
態となり、蒸気吸込配管２５に設置された隔離弁２６は
開動作される。従って、原子炉圧力容器１内で、炉心の
残留熱によって発生した蒸気は蒸気吸込配管２５によっ
て隔離弁２６，２６を介して非常用復水器１４に導かれ
る。この非常用復水器１４において、導かれた蒸気は冷
却槽１２内に貯留された冷却水３０によって、除熱さ
れ、凝縮水となって冷却水戻り配管２７を介して原子炉
圧力容器１に再び注入される。
器冷却装置において、原子炉通常運転時には、蒸気吸込
配管２５の隔離弁２６，２６は閉状態であり、また、主
蒸気配管２３の主蒸気隔離弁２４，２４は開状態にあ
る。従って、原子炉圧力容器１で発生した蒸気はタービ
ン発電機（図示せず）に導かれ発電に供している。一
方、原子炉隔離時には主蒸気隔離弁２４，２４は全閉状
態となり、蒸気吸込配管２５に設置された隔離弁２６は
開動作される。従って、原子炉圧力容器１内で、炉心の
残留熱によって発生した蒸気は蒸気吸込配管２５によっ
て隔離弁２６，２６を介して非常用復水器１４に導かれ
る。この非常用復水器１４において、導かれた蒸気は冷
却槽１２内に貯留された冷却水３０によって、除熱さ
れ、凝縮水となって冷却水戻り配管２７を介して原子炉
圧力容器１に再び注入される。
【０００９】
【発明が解決しようとする課題】上述の従来の原子炉格
納容器冷却装置においては、冷却槽内に収容されている
非常用復水器は、常に水没状態にあり、腐食及び汚れの
発生の可能性があると共に保守・点検作業時には、冷却
槽の水抜きを行う必要があり、作業員の負担となってい
た。
納容器冷却装置においては、冷却槽内に収容されている
非常用復水器は、常に水没状態にあり、腐食及び汚れの
発生の可能性があると共に保守・点検作業時には、冷却
槽の水抜きを行う必要があり、作業員の負担となってい
た。
【００１０】本発明は係る従来の事情に対処してなされ
たものであり、その目的は、非常用復水器と通常運転時
に冷却水を貯留する水源を分離し、非常用復水器の設置
環境及び保守・点検性の向上を図ることにある。
たものであり、その目的は、非常用復水器と通常運転時
に冷却水を貯留する水源を分離し、非常用復水器の設置
環境及び保守・点検性の向上を図ることにある。
【００１１】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するた
め、本発明の原子炉格納容器冷却装置は請求項１記載の
発明では、原子炉格納容器内の蒸気を冷却して凝縮させ
凝縮水とせしめる非常用復水器と、この非常用復水器を
収容する冷却槽とを有する原子炉格納容器冷却装置にお
いて、前記冷却槽の上方に設けられ冷却水を貯留する貯
蔵槽と、端部をこの貯蔵槽に接続し他端を前記冷却槽に
接続する冷却水注入配管とを有し、この冷却水注入配管
は非常信号によって開動作する止弁及び補修弁を具備
し、前記冷却槽は通常運転時には冷却水を貯留せずかつ
非常時に冷却水を貯蔵槽から導入して成ることを特徴と
する原子炉格納容器冷却装置提供するものである。ま
た、請求項２記載の発明においては、前記冷却槽内底部
には溝部が形成して成ることを特徴とする原子炉格納容
器冷却装置を提供するものである。
め、本発明の原子炉格納容器冷却装置は請求項１記載の
発明では、原子炉格納容器内の蒸気を冷却して凝縮させ
凝縮水とせしめる非常用復水器と、この非常用復水器を
収容する冷却槽とを有する原子炉格納容器冷却装置にお
いて、前記冷却槽の上方に設けられ冷却水を貯留する貯
蔵槽と、端部をこの貯蔵槽に接続し他端を前記冷却槽に
接続する冷却水注入配管とを有し、この冷却水注入配管
は非常信号によって開動作する止弁及び補修弁を具備
し、前記冷却槽は通常運転時には冷却水を貯留せずかつ
非常時に冷却水を貯蔵槽から導入して成ることを特徴と
する原子炉格納容器冷却装置提供するものである。ま
た、請求項２記載の発明においては、前記冷却槽内底部
には溝部が形成して成ることを特徴とする原子炉格納容
器冷却装置を提供するものである。
【００１２】
【作用】上記構成の原子炉格納容器冷却装置において
は、請求項１記載の発明では非常用復水器の作動が必要
な場合に、非常信号等により冷却水注入配管の途中に設
けられた弁を開放することにより冷却槽に冷却水を供給
する。また、請求項２記載の発明では、弁の補修時また
は弁からの漏水発生時において貯蔵槽からの冷却水を飛
散させることなく溝部内に貯留する。
は、請求項１記載の発明では非常用復水器の作動が必要
な場合に、非常信号等により冷却水注入配管の途中に設
けられた弁を開放することにより冷却槽に冷却水を供給
する。また、請求項２記載の発明では、弁の補修時また
は弁からの漏水発生時において貯蔵槽からの冷却水を飛
散させることなく溝部内に貯留する。
【００１３】
【実施例】以下に本発明に係る原子炉格納容器冷却装置
の第一の実施例を図１に基づき説明する。図１において
図３の従来例と同一部分については同一符号を付し、そ
の構成については省略する。図１において、非常用復水
器１３は冷却槽１２内に収容されている。この冷却槽１
２には通常の原子炉運転時には冷却水は貯留されていな
い。また、この冷却槽１２の上方にはＬＯＣＡ時等、原
子炉格納容器２内の冷却が必要な場合に冷却槽１２に供
給する冷却水３２を貯留する貯蔵槽１８が設けられてい
る。この貯蔵槽１８の底部には冷却水注入配管２０が接
続されており、この冷却水注入配管２０は通常時には閉
止されている止弁１７及び止弁１７の補修時に閉止され
る補修弁１９を介して、他端を冷却槽１２内に開放して
設けられている。
の第一の実施例を図１に基づき説明する。図１において
図３の従来例と同一部分については同一符号を付し、そ
の構成については省略する。図１において、非常用復水
器１３は冷却槽１２内に収容されている。この冷却槽１
２には通常の原子炉運転時には冷却水は貯留されていな
い。また、この冷却槽１２の上方にはＬＯＣＡ時等、原
子炉格納容器２内の冷却が必要な場合に冷却槽１２に供
給する冷却水３２を貯留する貯蔵槽１８が設けられてい
る。この貯蔵槽１８の底部には冷却水注入配管２０が接
続されており、この冷却水注入配管２０は通常時には閉
止されている止弁１７及び止弁１７の補修時に閉止され
る補修弁１９を介して、他端を冷却槽１２内に開放して
設けられている。
【００１４】このように構成された原子炉格納容器冷却
装置において、ＬＯＣＡ時等に原子炉圧力容器１内の冷
却材が原子炉格納容器２内に流出した場合には、非常信
号２１によって止弁１７を開動作させ、貯蔵槽１８に貯
留された冷却水３２を冷却水注入配管２０を介して冷却
槽１２に供給する。従って、冷却槽１２内は冷却水３２
で満水状態となり、原子炉格納容器２内から非常用復水
器１３に導かれた蒸気の除熱に供することが可能とな
る。
装置において、ＬＯＣＡ時等に原子炉圧力容器１内の冷
却材が原子炉格納容器２内に流出した場合には、非常信
号２１によって止弁１７を開動作させ、貯蔵槽１８に貯
留された冷却水３２を冷却水注入配管２０を介して冷却
槽１２に供給する。従って、冷却槽１２内は冷却水３２
で満水状態となり、原子炉格納容器２内から非常用復水
器１３に導かれた蒸気の除熱に供することが可能とな
る。
【００１５】また、冷却槽１２内で原子炉格納容器２で
発生した蒸気によって加熱され蒸気となった冷却水３２
は、放射性物質が含まれていないことを放射線検出器
（図示せず）によって確認の上、大気放出配管１５を介
して放出される。
発生した蒸気によって加熱され蒸気となった冷却水３２
は、放射性物質が含まれていないことを放射線検出器
（図示せず）によって確認の上、大気放出配管１５を介
して放出される。
【００１６】さらに、止弁１７の点検・補修時には、補
修弁１９を閉止し、止弁１７の点検・補修を行う。その
際に、発生するドレン水は、冷却水槽底部に設置した仕
切板１６によって形成される溝部３１に回収される。
修弁１９を閉止し、止弁１７の点検・補修を行う。その
際に、発生するドレン水は、冷却水槽底部に設置した仕
切板１６によって形成される溝部３１に回収される。
【００１７】次に本発明に係る原子炉格納容器冷却装置
の第二の実施例について図２を用いて説明する。図２は
ＬＯＣＡ時等原子炉圧力容器１内の冷却材が流出して原
子炉格納容器２の冷却が必要な場合のみならず、原子炉
圧力容器１が隔離され、炉心（図示せず）の残留熱を除
去する必要がある場合にも供することができる非常用復
水器１４を有する原子炉格納容器冷却装置の実施例であ
る。図２において、図１及び図４と同一部分においては
同一符号を付し、その構成の説明については省略する。
の第二の実施例について図２を用いて説明する。図２は
ＬＯＣＡ時等原子炉圧力容器１内の冷却材が流出して原
子炉格納容器２の冷却が必要な場合のみならず、原子炉
圧力容器１が隔離され、炉心（図示せず）の残留熱を除
去する必要がある場合にも供することができる非常用復
水器１４を有する原子炉格納容器冷却装置の実施例であ
る。図２において、図１及び図４と同一部分においては
同一符号を付し、その構成の説明については省略する。
【００１８】図２において、非常用復水器１４は冷却槽
１２内に収容されている。この冷却槽１２には第一の実
施例と同様に通常の原子炉運転時には冷却水が貯留され
ていない。また、この冷却槽１２の上方にはＬＯＣＡ時
等、原子炉格納容器２内の冷却が必要な場合に冷却槽１
２に供給する冷却水３２を貯留する貯蔵槽１８が設けら
れている。この貯蔵槽１８の底部には冷却水注入配管２
０が接続されており、この冷却水注入配管２０は通常時
には閉止されている止弁１７及び止弁１７の点検・補修
時に閉止される補修弁１９を介して、他端を冷却槽１２
内に開放して設けられている。
１２内に収容されている。この冷却槽１２には第一の実
施例と同様に通常の原子炉運転時には冷却水が貯留され
ていない。また、この冷却槽１２の上方にはＬＯＣＡ時
等、原子炉格納容器２内の冷却が必要な場合に冷却槽１
２に供給する冷却水３２を貯留する貯蔵槽１８が設けら
れている。この貯蔵槽１８の底部には冷却水注入配管２
０が接続されており、この冷却水注入配管２０は通常時
には閉止されている止弁１７及び止弁１７の点検・補修
時に閉止される補修弁１９を介して、他端を冷却槽１２
内に開放して設けられている。
【００１９】このように構成された原子炉格納容器冷却
装置において、原子炉圧力容器１が隔離された場合に
は、非常信号２１によって止弁１７を開動作させ、貯蔵
槽１８に貯留された冷却水３２を冷却水注入配管２０を
介して冷却槽１２に供給する。従って、冷却槽１２内は
冷却水３２で満水状態となり、原子炉圧力容器１内から
非常用復水器１４に導かれた蒸気の除熱に供することが
可能となる。
装置において、原子炉圧力容器１が隔離された場合に
は、非常信号２１によって止弁１７を開動作させ、貯蔵
槽１８に貯留された冷却水３２を冷却水注入配管２０を
介して冷却槽１２に供給する。従って、冷却槽１２内は
冷却水３２で満水状態となり、原子炉圧力容器１内から
非常用復水器１４に導かれた蒸気の除熱に供することが
可能となる。
【００２０】このような状態になってから、炉心の残留
熱によって発生した蒸気は蒸気吸込配管２５を介して非
常用復水器１４に導かれる。さらに、第一の実施例と同
様に、止弁１７の点検・補修時には補修弁１９を閉止
し、止弁１７の補修を行う。その際に、発生するドレン
水は、冷却水槽底部に設置した仕切板１６によって形成
される溝部３１に回収される。
熱によって発生した蒸気は蒸気吸込配管２５を介して非
常用復水器１４に導かれる。さらに、第一の実施例と同
様に、止弁１７の点検・補修時には補修弁１９を閉止
し、止弁１７の補修を行う。その際に、発生するドレン
水は、冷却水槽底部に設置した仕切板１６によって形成
される溝部３１に回収される。
【００２１】
【発明の効果】以上説明したように本発明の原子炉格納
容器冷却装置においては、作動を必要とする場合を除き
常に乾燥保管され、保守・点検作業時に水抜きの必要が
なく、また、長時間の水没による腐食及び汚れ等による
影響を受けることがない。また、冷却槽底部に仕切板を
設け溝部を形成させる場合には、冷却水注入配管の止弁
の補修時のドレン水はその溝部に回収され、冷却槽内に
飛散することなく容易に回収することができる。従っ
て、保守・点検性の向上を図ることができる。
容器冷却装置においては、作動を必要とする場合を除き
常に乾燥保管され、保守・点検作業時に水抜きの必要が
なく、また、長時間の水没による腐食及び汚れ等による
影響を受けることがない。また、冷却槽底部に仕切板を
設け溝部を形成させる場合には、冷却水注入配管の止弁
の補修時のドレン水はその溝部に回収され、冷却槽内に
飛散することなく容易に回収することができる。従っ
て、保守・点検性の向上を図ることができる。
【図１】本発明に係る原子炉格納容器冷却装置の第一の
実施例を示す概略縦断面図。
実施例を示す概略縦断面図。
【図２】本発明に係る原子炉格納容器冷却装置の第二の
実施例を示す概略縦断面図。
実施例を示す概略縦断面図。
【図３】従来の原子炉格納容器冷却装置を示す概略縦断
面図。
面図。
【図４】従来の原子炉格納容器冷却装置を示す概略縦断
面図。
面図。
２…原子炉格納容器 ６…凝縮水戻り配管 ８…非凝縮性ガス排出配管 ９…蒸気吸込配管 １０…隔離弁 １１…隔離弁 １２…冷却槽 １３…非常用復水器 １４…非常用復水器 １５…大気放出配管 １６…仕切板 １７…止弁 １８…貯蔵槽 １９…補修弁 ２０…冷却水注入配管 ２１…非常信号 ２２…隔離弁 ３１…溝部 ３２…冷却水
Claims (2)
- 【請求項１】 原子炉格納容器内の蒸気を冷却して凝縮
させ凝縮水とせしめる非常用復水器と、この非常用復水
器を収容する冷却槽とを有する原子炉格納容器冷却装置
において、前記冷却槽の上方に設けられ冷却水を貯留す
る貯蔵槽と、端部をこの貯蔵槽に接続し他端を前記冷却
槽に接続する冷却水注入配管とを有し、この冷却水注入
配管は非常信号によって開動作する止弁及び補修弁を具
備し、前記冷却槽は通常運転時には冷却水を貯留せずか
つ非常時に冷却水を貯蔵槽から導入して成ることを特徴
とする原子炉格納容器冷却装置。 - 【請求項２】 前記冷却槽内底部には溝部が形成されて
いることを特徴とする請求項１記載の原子炉格納容器冷
却装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5070613A JPH06281779A (ja) | 1993-03-30 | 1993-03-30 | 原子炉格納容器冷却装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5070613A JPH06281779A (ja) | 1993-03-30 | 1993-03-30 | 原子炉格納容器冷却装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH06281779A true JPH06281779A (ja) | 1994-10-07 |
Family
ID=13436630
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP5070613A Pending JPH06281779A (ja) | 1993-03-30 | 1993-03-30 | 原子炉格納容器冷却装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH06281779A (ja) |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013140079A (ja) * | 2012-01-05 | 2013-07-18 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉隔離時冷却装置 |
| KR101505475B1 (ko) * | 2014-05-21 | 2015-03-26 | 한국원자력연구원 | 피동격납부냉각계통 및 이를 구비하는 원전 |
| KR20150036689A (ko) * | 2012-07-24 | 2015-04-07 | 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨 | 핵 기지 정전 동안에 수동 전력 생산 |
| KR101540671B1 (ko) * | 2014-04-15 | 2015-07-31 | 한국원자력연구원 | 피동격납부냉각계통 및 이를 구비하는 원전 |
| KR20180070335A (ko) * | 2016-12-16 | 2018-06-26 | 한국원자력연구원 | 비상전력 생산 시스템 및 이를 구비한 원전 |
| JP2019045433A (ja) * | 2017-09-06 | 2019-03-22 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉格納容器 |
-
1993
- 1993-03-30 JP JP5070613A patent/JPH06281779A/ja active Pending
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
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| JP2015528118A (ja) * | 2012-07-24 | 2015-09-24 | ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー | 原子力発電所全交流電源喪失時の受動式発電 |
| KR101540671B1 (ko) * | 2014-04-15 | 2015-07-31 | 한국원자력연구원 | 피동격납부냉각계통 및 이를 구비하는 원전 |
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| KR20180070335A (ko) * | 2016-12-16 | 2018-06-26 | 한국원자력연구원 | 비상전력 생산 시스템 및 이를 구비한 원전 |
| JP2019045433A (ja) * | 2017-09-06 | 2019-03-22 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉格納容器 |
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