JPH0675110B2 - 原子炉格納設備 - Google Patents
原子炉格納設備Info
- Publication number
- JPH0675110B2 JPH0675110B2 JP60184305A JP18430585A JPH0675110B2 JP H0675110 B2 JPH0675110 B2 JP H0675110B2 JP 60184305 A JP60184305 A JP 60184305A JP 18430585 A JP18430585 A JP 18430585A JP H0675110 B2 JPH0675110 B2 JP H0675110B2
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- Japan
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- reactor
- pressure
- vessel
- containment
- reactor containment
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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)
Description
【発明の詳細な説明】 [発明の技術分野] 本発明は、原子炉格納設備に関する。
[発明の技術的背景] 沸騰水型原子炉等の軽水炉では、従来圧力抑制型と呼ば
れる格納容器が設けられている。以下にその一例を第1
図に示し、原子炉格納設備の従来例を説明する。第1図
において、原子炉格納設備の上部を形成し、かつ気密性
及び耐圧性を有するドライウェル1内には原子炉圧力容
器3が設置され、この原子炉圧力容器3は原子炉ペデス
タル2の上部に据付けられている。またこのドライウェ
ル1内には原子炉圧力容器3への接続配管4とこれに付
属する弁その他の機器等(図示せず)が収納されてい
る。また、このドライウェル1に隣接して圧力抑制室5
が設けられており、この中には多量の冷却材(以下プー
ル水と呼ぶ)6が貯溜されている。そして、前記ドライ
ウェル1と圧力抑制室5はベント管7で連通されてお
り、このベント管7の下端はプール水6の中に解放され
ている。
れる格納容器が設けられている。以下にその一例を第1
図に示し、原子炉格納設備の従来例を説明する。第1図
において、原子炉格納設備の上部を形成し、かつ気密性
及び耐圧性を有するドライウェル1内には原子炉圧力容
器3が設置され、この原子炉圧力容器3は原子炉ペデス
タル2の上部に据付けられている。またこのドライウェ
ル1内には原子炉圧力容器3への接続配管4とこれに付
属する弁その他の機器等(図示せず)が収納されてい
る。また、このドライウェル1に隣接して圧力抑制室5
が設けられており、この中には多量の冷却材(以下プー
ル水と呼ぶ)6が貯溜されている。そして、前記ドライ
ウェル1と圧力抑制室5はベント管7で連通されてお
り、このベント管7の下端はプール水6の中に解放され
ている。
以上の構成において、前記ドライウェル1内における原
子炉圧力容器3への接続配管4に破断が生じ冷却材喪失
事故が発生した場合、まずドライウェル1内に封入され
ている窒素等の非凝縮性ガスがベント管7の下端から圧
力抑制室5内のプール水6中に放出される。これに引き
続いて破断口から流出した冷却材及び蒸気が同様にベン
ト管7を介して、プール水6中に噴出されるが、蒸気は
凝縮され、格納容器内の圧力上昇は防止され、また流出
した冷却材も格納容器内に封じ込められ環境への放出が
防止されるようになっている。
子炉圧力容器3への接続配管4に破断が生じ冷却材喪失
事故が発生した場合、まずドライウェル1内に封入され
ている窒素等の非凝縮性ガスがベント管7の下端から圧
力抑制室5内のプール水6中に放出される。これに引き
続いて破断口から流出した冷却材及び蒸気が同様にベン
ト管7を介して、プール水6中に噴出されるが、蒸気は
凝縮され、格納容器内の圧力上昇は防止され、また流出
した冷却材も格納容器内に封じ込められ環境への放出が
防止されるようになっている。
ここで、前記非凝縮性ガスはプール水6中で、凝縮され
ないので圧力抑制室5の気相部に移行することになる。
そして、冷却材喪失事故時に破断口から冷却材の流出が
続き蒸気を連続的に供給するため比較的短時間でドライ
ウェル1内の非凝縮性ガスが殆ど圧力抑制室5の気相部
へ移行した状態となりこの圧力抑制室5内はかなり高圧
となる。さらにこの圧力抑制室内圧力にベント管7の水
頭差を加えたものがドライウェル圧力となる。従って冷
却材喪失事故時の格納容器内圧力はドライウェル1と圧
力抑制室5の気相部の体積比に強く支配されることにな
る。即ち、ドライウェル1内の自由空間体積に対して圧
力抑制室5の気相部の体積が大きければ大きい程、冷却
材喪失事故後の原子炉格納容器の内圧を低く抑えること
が可能となる。
ないので圧力抑制室5の気相部に移行することになる。
そして、冷却材喪失事故時に破断口から冷却材の流出が
続き蒸気を連続的に供給するため比較的短時間でドライ
ウェル1内の非凝縮性ガスが殆ど圧力抑制室5の気相部
へ移行した状態となりこの圧力抑制室5内はかなり高圧
となる。さらにこの圧力抑制室内圧力にベント管7の水
頭差を加えたものがドライウェル圧力となる。従って冷
却材喪失事故時の格納容器内圧力はドライウェル1と圧
力抑制室5の気相部の体積比に強く支配されることにな
る。即ち、ドライウェル1内の自由空間体積に対して圧
力抑制室5の気相部の体積が大きければ大きい程、冷却
材喪失事故後の原子炉格納容器の内圧を低く抑えること
が可能となる。
[背景技術の問題点] 以上の構成において、冷却材喪失事故時の格納容器内圧
力はドライウェルと圧力抑制室の気相部の体積比に強く
依存するため原子炉の大型化に伴ってドライウェル体積
が増大した場合これに見合うだけの圧力抑制室の気相部
体積を確保する必要があり、蒸気凝縮を安定に行うため
のプール水量も増加することが考慮される。よって、格
納容器の大型化もしくは最高使用圧力の上昇につながる
ためこれが設計上の問題となる恐れがあった。
力はドライウェルと圧力抑制室の気相部の体積比に強く
依存するため原子炉の大型化に伴ってドライウェル体積
が増大した場合これに見合うだけの圧力抑制室の気相部
体積を確保する必要があり、蒸気凝縮を安定に行うため
のプール水量も増加することが考慮される。よって、格
納容器の大型化もしくは最高使用圧力の上昇につながる
ためこれが設計上の問題となる恐れがあった。
[発明の目的] 本発明の目的は原子炉格納容器の圧力抑制室空間部を圧
力開放型とすることにより従来のドライウェル対圧力抑
制室空間部の体積比に拘束されない格納設備を提供し格
納容器及び原子炉建屋の縮小と格納容器の耐圧条件の緩
和を同時に可能とすることにある。
力開放型とすることにより従来のドライウェル対圧力抑
制室空間部の体積比に拘束されない格納設備を提供し格
納容器及び原子炉建屋の縮小と格納容器の耐圧条件の緩
和を同時に可能とすることにある。
[発明の概要] 本発明は、原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器を格
納する原子炉格納容器と、この原子炉格納容器の底部に
固定されかつ原子炉圧力容器を支持する原子炉ペデスタ
ルと、前記原子炉圧力容器の下部に形成され内部に冷却
材を保有する圧力抑制室と、前記原子炉圧力容器の上部
に形成されたドライウェルと、このドライウェルに上方
を開放しかつ下方を圧力抑制室内の冷却材内に開放した
ベント管とを有する複数の原子炉格納ユニットが一つの
共用建屋内に配設された原子炉格納設備において、前記
各原子炉格納ユニットの圧力抑制室内と原子炉格納容器
外とを連通させる連通配管が原子炉格納容器の下部に設
けられ、この連通配管には、圧力抑制室内の圧力が設計
圧以上になった場合に開動作する逃し弁と、この逃し弁
が開動作した後設定時間が経過したときに閉動作する閉
鎖弁とが設けられており、これら複数の原子炉格納ユニ
ットの各連通配管は原子炉格納容器と逃し弁との間で分
岐され、前記共通建屋内に配設された共通の格納施設に
接続され、この共通の格納施設内には可燃性ガスを燃焼
させるためのイグナイタが配設されていることを特徴と
する、原子炉格納設備である。
納する原子炉格納容器と、この原子炉格納容器の底部に
固定されかつ原子炉圧力容器を支持する原子炉ペデスタ
ルと、前記原子炉圧力容器の下部に形成され内部に冷却
材を保有する圧力抑制室と、前記原子炉圧力容器の上部
に形成されたドライウェルと、このドライウェルに上方
を開放しかつ下方を圧力抑制室内の冷却材内に開放した
ベント管とを有する複数の原子炉格納ユニットが一つの
共用建屋内に配設された原子炉格納設備において、前記
各原子炉格納ユニットの圧力抑制室内と原子炉格納容器
外とを連通させる連通配管が原子炉格納容器の下部に設
けられ、この連通配管には、圧力抑制室内の圧力が設計
圧以上になった場合に開動作する逃し弁と、この逃し弁
が開動作した後設定時間が経過したときに閉動作する閉
鎖弁とが設けられており、これら複数の原子炉格納ユニ
ットの各連通配管は原子炉格納容器と逃し弁との間で分
岐され、前記共通建屋内に配設された共通の格納施設に
接続され、この共通の格納施設内には可燃性ガスを燃焼
させるためのイグナイタが配設されていることを特徴と
する、原子炉格納設備である。
[発明の実施例] 以下第2図を参照して本発明の実施例を説明する。この
実施例は原子炉格納容器が複数基(図では2基)で共用
する格納施設を具備したことを特徴としている。第2図
において原子炉格納設備の上部を形成し、かつ気密性及
び耐圧性を有するドライウェル21,21内には原子炉圧力
容器23,23が設置され、この原子炉圧力容器23,23は原子
炉ペデスタル22,22の上部に据付けられている。またこ
のドライウェル21,21内には原子炉圧力容器23,23への接
続配管24,24とこれに付属する弁その他の機器等(図示
せず)が収容されている。またこのドライウェル21,21
に隣接して圧力抑制室25,25が設けられており、この中
には多量のプール水26,26が貯溜されている。そして前
記ドライウェル21,21と圧力抑制室25,25はベント管27,2
7で連通されておりこのベント管27,27の下端はプール水
26,26の中に開放されている。そして圧力抑制室25,25の
空間部から排気塔10aへ通じている連通配管28,28の途中
には格納施設31へ分岐する配管が弁32を介して設けられ
ている。そしてこの連通配管28,28には冷却材喪失事故
直後、圧力抑制室25,25の空間部へ移行した非凝縮性ガ
スを急速に放出するための逃し弁29、及び格納容器内の
雰囲気が事故後長期間にわたって環境へ開放されるのを
防止するための閉鎖弁30が設けられている。また、前記
格納施設31は複数基の格納施設の間に設置され共用建屋
36内に収容されている。そして、この共用建屋36には非
常用ガス処理装置であるブロア33、フィルタ34及びこれ
らに給電する非常用電源(図示せず)が収納されてい
る。
実施例は原子炉格納容器が複数基(図では2基)で共用
する格納施設を具備したことを特徴としている。第2図
において原子炉格納設備の上部を形成し、かつ気密性及
び耐圧性を有するドライウェル21,21内には原子炉圧力
容器23,23が設置され、この原子炉圧力容器23,23は原子
炉ペデスタル22,22の上部に据付けられている。またこ
のドライウェル21,21内には原子炉圧力容器23,23への接
続配管24,24とこれに付属する弁その他の機器等(図示
せず)が収容されている。またこのドライウェル21,21
に隣接して圧力抑制室25,25が設けられており、この中
には多量のプール水26,26が貯溜されている。そして前
記ドライウェル21,21と圧力抑制室25,25はベント管27,2
7で連通されておりこのベント管27,27の下端はプール水
26,26の中に開放されている。そして圧力抑制室25,25の
空間部から排気塔10aへ通じている連通配管28,28の途中
には格納施設31へ分岐する配管が弁32を介して設けられ
ている。そしてこの連通配管28,28には冷却材喪失事故
直後、圧力抑制室25,25の空間部へ移行した非凝縮性ガ
スを急速に放出するための逃し弁29、及び格納容器内の
雰囲気が事故後長期間にわたって環境へ開放されるのを
防止するための閉鎖弁30が設けられている。また、前記
格納施設31は複数基の格納施設の間に設置され共用建屋
36内に収容されている。そして、この共用建屋36には非
常用ガス処理装置であるブロア33、フィルタ34及びこれ
らに給電する非常用電源(図示せず)が収納されてい
る。
設計基準事故すなわち冷却材喪失事故が発生した場合、
ドライウェル21内に封入されていた窒素等の非凝縮性ガ
スと破断口から流出した冷却材及び蒸気がベント管27を
介してプール水26中に放出され蒸気は凝縮されるが非凝
縮性ガスは凝縮されない。このため、圧力抑制室25の空
間部へ非凝縮性ガスは移行し圧力抑制室25内の圧力は上
昇を続ける。その後圧力が逃し弁29の設定開放圧力まで
上昇すると圧力抑制室空間部の非凝縮性ガスは排気塔10
aを経て放出されるため格納容器内の圧力はこれ以上上
昇することはない。従って、全ての非凝縮性ガスが圧力
抑制室空間部へ移行した状態に相当する耐圧性を確保す
る必要はなく耐圧条件の緩和をはかることができる。ま
た、このような事故後短時間のうちには、燃料棒からの
大量の核分裂生成ガスの放出はあり得ないことが明らか
になっており、非凝縮性ガスを環境へ放出しても公衆の
安全をおびやかす恐れはない。仮に何らかの原因により
設計基準事故を越えるような事故が発生し炉心の損傷が
進行して大量の核分裂生成ガスの放出と水・金属反応に
よる水素の発生及び格納容器内圧力の上昇が持続するよ
うな場合には、配管28を通して排気塔から格納容器内の
雰囲気を放出し続けることは望ましくない。そこで原子
炉格納容器内の放射能の存在を放射線モニタにより監視
し放射能高となった場合には弁30を閉とし、さらに弁32
を開とし格納施設31へ開放することによって格納容器内
圧力の上昇を緩和し核分裂生成ガスの環境放出も抑止す
ることができる。格納施設31内は隣接する原子炉の運転
停止にかかわりなく常に不活性化しておくことが可能で
あり、蒸気炉心損傷時に又大量発生した水素を流入させ
てもそれだけでは可燃限界に至ることはない。(水素分
圧が上昇するのみ)一方事故後長期間にわたって水の放
射線分解により発生する酸素に対しては予め格納容器及
び格納施設31内に設けられたイグナイタ(可燃性ガスを
電気的に燃焼させる装置)35により低濃度のうちに燃焼
させることができるため格納容器の健全性がおびやかさ
れるおそれはない。
ドライウェル21内に封入されていた窒素等の非凝縮性ガ
スと破断口から流出した冷却材及び蒸気がベント管27を
介してプール水26中に放出され蒸気は凝縮されるが非凝
縮性ガスは凝縮されない。このため、圧力抑制室25の空
間部へ非凝縮性ガスは移行し圧力抑制室25内の圧力は上
昇を続ける。その後圧力が逃し弁29の設定開放圧力まで
上昇すると圧力抑制室空間部の非凝縮性ガスは排気塔10
aを経て放出されるため格納容器内の圧力はこれ以上上
昇することはない。従って、全ての非凝縮性ガスが圧力
抑制室空間部へ移行した状態に相当する耐圧性を確保す
る必要はなく耐圧条件の緩和をはかることができる。ま
た、このような事故後短時間のうちには、燃料棒からの
大量の核分裂生成ガスの放出はあり得ないことが明らか
になっており、非凝縮性ガスを環境へ放出しても公衆の
安全をおびやかす恐れはない。仮に何らかの原因により
設計基準事故を越えるような事故が発生し炉心の損傷が
進行して大量の核分裂生成ガスの放出と水・金属反応に
よる水素の発生及び格納容器内圧力の上昇が持続するよ
うな場合には、配管28を通して排気塔から格納容器内の
雰囲気を放出し続けることは望ましくない。そこで原子
炉格納容器内の放射能の存在を放射線モニタにより監視
し放射能高となった場合には弁30を閉とし、さらに弁32
を開とし格納施設31へ開放することによって格納容器内
圧力の上昇を緩和し核分裂生成ガスの環境放出も抑止す
ることができる。格納施設31内は隣接する原子炉の運転
停止にかかわりなく常に不活性化しておくことが可能で
あり、蒸気炉心損傷時に又大量発生した水素を流入させ
てもそれだけでは可燃限界に至ることはない。(水素分
圧が上昇するのみ)一方事故後長期間にわたって水の放
射線分解により発生する酸素に対しては予め格納容器及
び格納施設31内に設けられたイグナイタ(可燃性ガスを
電気的に燃焼させる装置)35により低濃度のうちに燃焼
させることができるため格納容器の健全性がおびやかさ
れるおそれはない。
このように格納施設31及びイグナイタ35は設計基準事故
を越えるような炉心損傷事故への対応能力を飛躍的に向
上させるものであるがその性格上安全グレードとする必
要がないため保安規定等の厳しい制約を受けることもな
く施設間共用が容易でありさしあたるコストの増大なく
設置可能である。
を越えるような炉心損傷事故への対応能力を飛躍的に向
上させるものであるがその性格上安全グレードとする必
要がないため保安規定等の厳しい制約を受けることもな
く施設間共用が容易でありさしあたるコストの増大なく
設置可能である。
また本実施例では格納施設31のみならず非常用ガス処理
装置33,34及びこれらに給電する非常用電源(図示せ
ず)等プラント間で共用可能な機器を収容する共用建屋
36を設けることによって共用による建屋容積の縮小及び
建設コスト・期間の低減が可能になる。
装置33,34及びこれらに給電する非常用電源(図示せ
ず)等プラント間で共用可能な機器を収容する共用建屋
36を設けることによって共用による建屋容積の縮小及び
建設コスト・期間の低減が可能になる。
[発明の効果] 以上説明したように本発明によれば、ドライウェル対圧
力抑制室空間部の体積比に拘束されない原子炉格納設備
を提供し、格納容器及び原子炉建屋の縮小と格納容器の
耐圧条件を緩和することができる。
力抑制室空間部の体積比に拘束されない原子炉格納設備
を提供し、格納容器及び原子炉建屋の縮小と格納容器の
耐圧条件を緩和することができる。
第1図は従来の原子炉格納容器の構成を示す概略系統図
であり、第2図は本発明の実施例を示す原子炉格納容器
の構成を示す概略系統図である。 1,21…ドライウェル 2,22…原子炉ペデスタル 3,23…原子炉圧力容器 5,25…圧力抑制室 6,26…プール水 7,27…ベント管 28…連通配管 29…逃し弁 30…閉鎖弁
であり、第2図は本発明の実施例を示す原子炉格納容器
の構成を示す概略系統図である。 1,21…ドライウェル 2,22…原子炉ペデスタル 3,23…原子炉圧力容器 5,25…圧力抑制室 6,26…プール水 7,27…ベント管 28…連通配管 29…逃し弁 30…閉鎖弁
Claims (1)
- 【請求項1】原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器を
格納する原子炉格納容器と、この原子炉格納容器の底部
に固定されかつ原子炉圧力容器を支持する原子炉ペデス
タルと、前記原子炉圧力容器の下部に形成され内部に冷
却材を保有する圧力抑制室と、前記原子炉圧力容器の上
部に形成されたドライウェルと、このドライウェルに上
方を開放しかつ下方を圧力抑制室内の冷却材内に開放し
たベント管とを有する複数の原子炉格納ユニットが一つ
の共用建屋内に配設された原子炉格納設備において、前
記各原子炉格納ユニットの圧力抑制室内と原子炉格納容
器外とを連通させる連通配管が原子炉格納容器の下部に
設けられ、この連通配管には、圧力抑制室内の圧力が設
計圧以上になった場合に開動作する逃し弁と、この逃し
弁が開動作した後設定時間が経過したときに閉動作する
閉鎖弁とが設けられており、これら複数の原子炉格納ユ
ニットの各連通配管は原子炉格納容器と逃し弁との間で
分岐され、前記共通建屋内に配設された共通の格納施設
に接続され、この共通の格納施設内には可燃性ガスを燃
焼させるためのイグナイタが配設されていることを特徴
とする、原子炉格納設備。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP60184305A JPH0675110B2 (ja) | 1985-08-23 | 1985-08-23 | 原子炉格納設備 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP60184305A JPH0675110B2 (ja) | 1985-08-23 | 1985-08-23 | 原子炉格納設備 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS6244687A JPS6244687A (ja) | 1987-02-26 |
JPH0675110B2 true JPH0675110B2 (ja) | 1994-09-21 |
Family
ID=16151007
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP60184305A Expired - Lifetime JPH0675110B2 (ja) | 1985-08-23 | 1985-08-23 | 原子炉格納設備 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPH0675110B2 (ja) |
Families Citing this family (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS63229390A (ja) * | 1987-03-18 | 1988-09-26 | 株式会社日立製作所 | 原子炉 |
US4927596A (en) * | 1988-08-12 | 1990-05-22 | Electric Power Research Institute, Inc. | Self-actuating pressure relief device and method for nuclear containment |
US5106571A (en) * | 1989-03-20 | 1992-04-21 | Wade Gentry E | Containment heat removal system |
JPH10260293A (ja) * | 1997-03-17 | 1998-09-29 | Shimizu Corp | 原子炉施設 |
Family Cites Families (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS59184887A (ja) * | 1983-04-06 | 1984-10-20 | 株式会社東芝 | 原子炉格納容器減圧装置 |
JPS60127495A (ja) * | 1983-12-13 | 1985-07-08 | 日本原子力事業株式会社 | マルチプラントにおける圧力抑制室減圧装置 |
-
1985
- 1985-08-23 JP JP60184305A patent/JPH0675110B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPS6244687A (ja) | 1987-02-26 |
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