JPH07128482A - 原子炉格納容器の冷却設備 - Google Patents
原子炉格納容器の冷却設備Info
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- JPH07128482A JPH07128482A JP5272275A JP27227593A JPH07128482A JP H07128482 A JPH07128482 A JP H07128482A JP 5272275 A JP5272275 A JP 5272275A JP 27227593 A JP27227593 A JP 27227593A JP H07128482 A JPH07128482 A JP H07128482A
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- Japan
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- pool
- reactor containment
- cooling
- cooling water
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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】熱交換器の伝熱管内での蒸気凝縮量を回復さ
せ、原子炉圧力容器および原子炉格納容器の圧力上昇を
低減させる。 【構成】原子炉格納容器１の上部に重力落下式炉心冷却
系プール５が設けられ、この冷却系プール５の上部に冷
却水プール６が設置され、下部にサプレッションプール
17が設置され、冷却水プール６内に熱交換器７が設置さ
れている。熱交換器７の水室10からサプレッションプー
ル17までにわたり不凝縮性ガスベント管14が設けられて
いる。このガスベント管14の途中は重力落下式炉心冷却
系プール５の冷却水５ａに没入して冷却される浸漬部14
ａが形成されている。
せ、原子炉圧力容器および原子炉格納容器の圧力上昇を
低減させる。 【構成】原子炉格納容器１の上部に重力落下式炉心冷却
系プール５が設けられ、この冷却系プール５の上部に冷
却水プール６が設置され、下部にサプレッションプール
17が設置され、冷却水プール６内に熱交換器７が設置さ
れている。熱交換器７の水室10からサプレッションプー
ル17までにわたり不凝縮性ガスベント管14が設けられて
いる。このガスベント管14の途中は重力落下式炉心冷却
系プール５の冷却水５ａに没入して冷却される浸漬部14
ａが形成されている。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は原子炉炉心の冷却と原子
炉の崩壊熱を原子炉格納容器外へ除熱冷却する原子炉格
納容器の冷却設備に関する。
炉の崩壊熱を原子炉格納容器外へ除熱冷却する原子炉格
納容器の冷却設備に関する。
【０００２】
【従来の技術】原子力発電所には、万一の冷却材喪失事
故等が発生した場合を想定して、速やかに炉心を冷却す
る非常用炉心冷却系の他に、処置後長期にわたって炉心
から発生する崩壊熱を原子炉格納容器外へ除去する、い
わゆる原子炉格納容器の冷却設備が設けられている。
故等が発生した場合を想定して、速やかに炉心を冷却す
る非常用炉心冷却系の他に、処置後長期にわたって炉心
から発生する崩壊熱を原子炉格納容器外へ除去する、い
わゆる原子炉格納容器の冷却設備が設けられている。
【０００３】図４は原子炉格納容器の冷却設備としてポ
ンプ等の回転機器を用いないで、自然現象のみの利用を
目指して開発から進められている静的格納容器冷却系と
しての熱交換器の配管系路を示した配管系統図である。
ンプ等の回転機器を用いないで、自然現象のみの利用を
目指して開発から進められている静的格納容器冷却系と
しての熱交換器の配管系路を示した配管系統図である。
【０００４】図中符号１は原子炉格納容器を部分的に示
しており、この原子炉格納容器１内には炉心２を収容し
た原子炉圧力容器３が格納されている。この原子炉圧力
容器３には主蒸気配管４が接続されている。原子炉格納
容器１の上部には重力落下式炉心冷却系プール５が設け
られている。
しており、この原子炉格納容器１内には炉心２を収容し
た原子炉圧力容器３が格納されている。この原子炉圧力
容器３には主蒸気配管４が接続されている。原子炉格納
容器１の上部には重力落下式炉心冷却系プール５が設け
られている。
【０００５】この重力落下式炉心冷却系プール５よりさ
らに高い位置に冷却水プール６が設けられ、この冷却水
プール６のプール水中に熱交換器７が設置されている。
この熱交換器７の蒸気室８には原子炉格納容器１の上部
に開口する蒸気供給管11が接続されている。
らに高い位置に冷却水プール６が設けられ、この冷却水
プール６のプール水中に熱交換器７が設置されている。
この熱交換器７の蒸気室８には原子炉格納容器１の上部
に開口する蒸気供給管11が接続されている。
【０００６】熱交換器７の水室10には重力落下式炉心冷
却系プール５に接続する凝縮水戻り配管12と、サプレッ
ションプール17に接続する不凝縮性ガスベント管14が設
けられている。重力落下式炉心冷却系プール５と原子炉
圧力容器３とは冷却水配管13により接続している。な
お、符号９は熱交換器７内の伝熱管である。
却系プール５に接続する凝縮水戻り配管12と、サプレッ
ションプール17に接続する不凝縮性ガスベント管14が設
けられている。重力落下式炉心冷却系プール５と原子炉
圧力容器３とは冷却水配管13により接続している。な
お、符号９は熱交換器７内の伝熱管である。
【０００７】次に上記原子炉格納容器の冷却設備の動作
例を説明する。例えば主蒸気配管４が破断して原子炉圧
力容器３内の冷却材が喪失した場合、重力落下式炉心冷
却系プール５に貯められていた冷却水５ａが冷却水配管
13を通って原子炉圧力容器３へ供給される。
例を説明する。例えば主蒸気配管４が破断して原子炉圧
力容器３内の冷却材が喪失した場合、重力落下式炉心冷
却系プール５に貯められていた冷却水５ａが冷却水配管
13を通って原子炉圧力容器３へ供給される。
【０００８】その後、長期冷却過程において、原子炉圧
力容器３の炉心２は崩壊熱を発生し続けるため、冷却し
ないで放置しておくと原子炉格納容器１内の圧力は上昇
してしまう。
力容器３の炉心２は崩壊熱を発生し続けるため、冷却し
ないで放置しておくと原子炉格納容器１内の圧力は上昇
してしまう。
【０００９】そこで、熱交換器７を用いて原子炉格納容
器１内の蒸気を凝縮し、圧力の上昇を抑えることが行わ
れる。これが格納容器冷却システムである。静的格納容
器冷却系はこの冷却を凝縮という自然現象を利用して行
うものであるが、原子炉格納容器１内に火災防止などの
理由で封入されている不凝縮性ガスが凝縮性能を劣化さ
せる。
器１内の蒸気を凝縮し、圧力の上昇を抑えることが行わ
れる。これが格納容器冷却システムである。静的格納容
器冷却系はこの冷却を凝縮という自然現象を利用して行
うものであるが、原子炉格納容器１内に火災防止などの
理由で封入されている不凝縮性ガスが凝縮性能を劣化さ
せる。
【００１０】すなわち、原子炉格納容器１内の圧力が上
昇した場合、蒸気と非凝縮性ガスの混合体は蒸気供給管
11を通して熱交換器７の蒸気室８に流入する。蒸気は蒸
気室８から熱交換器７の伝熱管９を下降し、その間に冷
却水プール６のプール水に熱を与えることにより一部が
凝縮して水になり、その水は熱交換器７の水室10内に入
り、さらに重力により凝縮水戻り配管12を通って重力落
下式炉心冷却系プール５内に流入する。
昇した場合、蒸気と非凝縮性ガスの混合体は蒸気供給管
11を通して熱交換器７の蒸気室８に流入する。蒸気は蒸
気室８から熱交換器７の伝熱管９を下降し、その間に冷
却水プール６のプール水に熱を与えることにより一部が
凝縮して水になり、その水は熱交換器７の水室10内に入
り、さらに重力により凝縮水戻り配管12を通って重力落
下式炉心冷却系プール５内に流入する。
【００１１】重力落下式炉心冷却系プール５内に流入し
た凝縮水は初めに貯留していた冷却水５ａとともに冷却
水配管13を流れて原子炉圧力容器３に供給される。熱交
換器７内で分離された不凝縮性ガスは不凝縮性ガスベン
ト管14を通ってサプレッションプール17に排出される。
た凝縮水は初めに貯留していた冷却水５ａとともに冷却
水配管13を流れて原子炉圧力容器３に供給される。熱交
換器７内で分離された不凝縮性ガスは不凝縮性ガスベン
ト管14を通ってサプレッションプール17に排出される。
【００１２】なお、蒸気の凝縮による潜熱の放出で冷却
水プール６内のプール水の温度は徐々に上昇しやがて沸
騰を開始するが、その際、発生する蒸気は大気中に放出
される。
水プール６内のプール水の温度は徐々に上昇しやがて沸
騰を開始するが、その際、発生する蒸気は大気中に放出
される。
【００１３】
【発明が解決しようとする課題】重力落下式炉心冷却系
プール５内の冷却水は徐々に減少し、ついには冷却水配
管ノズル高さに達し、原子炉圧力容器３に流入する冷却
水流量が急減する。そのため、原子炉圧力容器３で発生
する蒸気流量は急増し原子炉格納容器１及び原子炉圧力
容器３内の圧力は急激に上昇する。そこで、原子炉格納
容器１から熱交換器７の蒸気室８に流入する蒸気流量が
急増し、伝熱管で流入蒸気の全量が凝縮できず、多量の
未凝縮蒸気が不凝縮性ガスベント管14を通ってサプレッ
ションプール17に排出される。
プール５内の冷却水は徐々に減少し、ついには冷却水配
管ノズル高さに達し、原子炉圧力容器３に流入する冷却
水流量が急減する。そのため、原子炉圧力容器３で発生
する蒸気流量は急増し原子炉格納容器１及び原子炉圧力
容器３内の圧力は急激に上昇する。そこで、原子炉格納
容器１から熱交換器７の蒸気室８に流入する蒸気流量が
急増し、伝熱管で流入蒸気の全量が凝縮できず、多量の
未凝縮蒸気が不凝縮性ガスベント管14を通ってサプレッ
ションプール17に排出される。
【００１４】その後、伝熱管の凝縮量が流入蒸気量を上
回り、原子炉格納容器１内圧力は減圧に転じ、熱交換器
７の水室10の圧力は徐々に減少する。熱交換器７の水室
10の圧力が、不凝縮性ガスベント管14がサプレッション
プール17に水没されている水深深さ相当の圧力より低く
なると不凝縮性ガスベント管14からサプレッションプー
ル17内に不凝縮性ガスと未凝縮蒸気の排出は停止する。
回り、原子炉格納容器１内圧力は減圧に転じ、熱交換器
７の水室10の圧力は徐々に減少する。熱交換器７の水室
10の圧力が、不凝縮性ガスベント管14がサプレッション
プール17に水没されている水深深さ相当の圧力より低く
なると不凝縮性ガスベント管14からサプレッションプー
ル17内に不凝縮性ガスと未凝縮蒸気の排出は停止する。
【００１５】不凝縮性ガスベント管14は熱交換器７の水
室10から圧力抑制室16に接続されるまで、原子炉格納容
器１内で最も高温域であるドライウェル15空間に配設さ
れている。そのため、不凝縮性ガスベント管14内の多量
の未凝縮蒸気は蒸気の状態で留まる。
室10から圧力抑制室16に接続されるまで、原子炉格納容
器１内で最も高温域であるドライウェル15空間に配設さ
れている。そのため、不凝縮性ガスベント管14内の多量
の未凝縮蒸気は蒸気の状態で留まる。
【００１６】ところが、原子炉格納容器１から熱交換器
７への不凝縮性ガスの流入はわずかながら継続してい
る。そのため、熱交換器７の伝熱管内に不凝縮性ガスが
再び蓄積され伝熱管での凝縮熱伝達が悪くなり、蒸気凝
縮量が減少し原子炉格納容器１内圧力が再上昇する課題
がある。
７への不凝縮性ガスの流入はわずかながら継続してい
る。そのため、熱交換器７の伝熱管内に不凝縮性ガスが
再び蓄積され伝熱管での凝縮熱伝達が悪くなり、蒸気凝
縮量が減少し原子炉格納容器１内圧力が再上昇する課題
がある。
【００１７】したがって、不凝縮性ガスベント管14に蓄
積されていた多量の未凝縮蒸気を凝縮させ、不凝縮性ガ
スベント管14内に不凝縮性ガスを吸引できる空間を確保
し、熱交換器７の伝熱管内に流入した不凝縮性ガスを前
記空間に排出して伝熱管９内での熱伝達を良好にするこ
とが望まれる。
積されていた多量の未凝縮蒸気を凝縮させ、不凝縮性ガ
スベント管14内に不凝縮性ガスを吸引できる空間を確保
し、熱交換器７の伝熱管内に流入した不凝縮性ガスを前
記空間に排出して伝熱管９内での熱伝達を良好にするこ
とが望まれる。
【００１８】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、熱交換器７の伝熱管内に流入した不凝縮性ガ
スの排出を良好にし、伝熱管での凝縮熱伝達の一時的な
劣化を防止し、伝熱管内での蒸気凝縮量を早期に回復さ
せ、原子炉圧力容器及び原子炉格納容器の圧力上昇を低
減させることができる原子力発電所の冷却設備を提供す
ることにある。
たもので、熱交換器７の伝熱管内に流入した不凝縮性ガ
スの排出を良好にし、伝熱管での凝縮熱伝達の一時的な
劣化を防止し、伝熱管内での蒸気凝縮量を早期に回復さ
せ、原子炉圧力容器及び原子炉格納容器の圧力上昇を低
減させることができる原子力発電所の冷却設備を提供す
ることにある。
【００１９】
【課題を解決するための手段】本発明は原子炉格納容器
の上方に冷却水プールが設けられ、この冷却水プール内
に設置された熱交換器により前記原子炉格納容器内の蒸
気を吸引し、前記熱交換器で凝縮された凝縮水を導く凝
縮水戻り配管が重力落下式炉心冷却系プールに接続さ
れ、この重力落下式炉心冷却系プール内の冷却水を前記
原子炉格納容器に格納された原子炉圧力容器に供給する
冷却水配管は前記重力落下式炉心冷却系プール内の冷却
水貯留位置に設けられ、前記蒸気に同伴される不凝縮性
ガスをサプレッションプールに排出する不凝縮性ガスベ
ント管を備えた原子炉格納容器の冷却設備において、前
記不凝縮性ガスベント管は前記重力落下式炉心冷却系プ
ール内の冷却水中に没入する浸漬部が形成されているこ
とを特徴とする。
の上方に冷却水プールが設けられ、この冷却水プール内
に設置された熱交換器により前記原子炉格納容器内の蒸
気を吸引し、前記熱交換器で凝縮された凝縮水を導く凝
縮水戻り配管が重力落下式炉心冷却系プールに接続さ
れ、この重力落下式炉心冷却系プール内の冷却水を前記
原子炉格納容器に格納された原子炉圧力容器に供給する
冷却水配管は前記重力落下式炉心冷却系プール内の冷却
水貯留位置に設けられ、前記蒸気に同伴される不凝縮性
ガスをサプレッションプールに排出する不凝縮性ガスベ
ント管を備えた原子炉格納容器の冷却設備において、前
記不凝縮性ガスベント管は前記重力落下式炉心冷却系プ
ール内の冷却水中に没入する浸漬部が形成されているこ
とを特徴とする。
【００２０】
【作用】不凝縮性ガスベント管は重力落下式炉心冷却系
プール内の冷却水中を経由し冷却され、不凝縮性ガスベ
ント管に蓄積されていた多量の未凝縮蒸気を凝縮させ
る。そして、不凝縮性ガスベント管内に不凝縮性ガスを
吸引できる空間を確保し、熱交換器の伝熱管内に流入し
た不凝縮性ガスを前記空間に排出して、伝熱管内に不凝
縮性ガスが蓄積されることを防止する。また、伝熱管で
の凝縮熱伝達の一時的な劣化を防止し、伝熱管内での蒸
気凝縮量を早期に回復させることができる。
プール内の冷却水中を経由し冷却され、不凝縮性ガスベ
ント管に蓄積されていた多量の未凝縮蒸気を凝縮させ
る。そして、不凝縮性ガスベント管内に不凝縮性ガスを
吸引できる空間を確保し、熱交換器の伝熱管内に流入し
た不凝縮性ガスを前記空間に排出して、伝熱管内に不凝
縮性ガスが蓄積されることを防止する。また、伝熱管で
の凝縮熱伝達の一時的な劣化を防止し、伝熱管内での蒸
気凝縮量を早期に回復させることができる。
【００２１】
【実施例】図１を参照しながら本発明に係る原子炉格納
容器の冷却設備の第１の実施例を説明する。なお、本発
明では図４で示した原子炉格納容器の冷却設備における
不凝縮性ガスベント管14を改良した点にあり、その他の
部分については図４の従来例と同様であるので、図１で
はその改良した要部のみを第１の実施例として示してお
り、その他の部分は省略している。
容器の冷却設備の第１の実施例を説明する。なお、本発
明では図４で示した原子炉格納容器の冷却設備における
不凝縮性ガスベント管14を改良した点にあり、その他の
部分については図４の従来例と同様であるので、図１で
はその改良した要部のみを第１の実施例として示してお
り、その他の部分は省略している。
【００２２】すなわち、図１において、図４で示した原
子炉格納容器１の上方に設けられた冷却水プール６内の
熱交換器７で分離された不凝縮性ガスをサプレッション
プール17に排出する不凝縮性ガスベント管14は、重力落
下式炉心冷却系プール５内底部の冷却水５ａ中にいった
ん没入する浸漬部14ａを有し、その浸漬部14ａから真下
に垂下してサプレッションプール17に延在している。
子炉格納容器１の上方に設けられた冷却水プール６内の
熱交換器７で分離された不凝縮性ガスをサプレッション
プール17に排出する不凝縮性ガスベント管14は、重力落
下式炉心冷却系プール５内底部の冷却水５ａ中にいった
ん没入する浸漬部14ａを有し、その浸漬部14ａから真下
に垂下してサプレッションプール17に延在している。
【００２３】この実施例において、多量の未凝縮蒸気が
蓄積されている不凝縮性ガスベント管14は、浸漬部14ａ
が低温度の重力落下式炉心冷却系プール水中で冷却さ
れ、未凝縮蒸気は凝縮され不凝縮性ガスベント管14内に
不凝縮性ガスを吸引できる空間が形成される。
蓄積されている不凝縮性ガスベント管14は、浸漬部14ａ
が低温度の重力落下式炉心冷却系プール水中で冷却さ
れ、未凝縮蒸気は凝縮され不凝縮性ガスベント管14内に
不凝縮性ガスを吸引できる空間が形成される。
【００２４】例えば、不凝縮性ガスベント管14内の温度
が120 ℃の飽和蒸気で満たされていればその圧力は約2a
taであるが、約80℃の重力落下式炉心冷却系プール水温
まで冷却されれば、その温度の水蒸気分圧は約0.48ata
まで下がり、蒸気の占める割合は約１／４に減少する。
が120 ℃の飽和蒸気で満たされていればその圧力は約2a
taであるが、約80℃の重力落下式炉心冷却系プール水温
まで冷却されれば、その温度の水蒸気分圧は約0.48ata
まで下がり、蒸気の占める割合は約１／４に減少する。
【００２５】よって、熱交換器７の伝熱管９内に流入し
た不凝縮性ガスを前記空間に排出して、伝熱管９内に不
凝縮性ガスが蓄積されることを防止し、伝熱管９での凝
縮熱伝達の一時的な劣化を防止し、伝熱管９内での蒸気
凝縮量を維持させることができる。
た不凝縮性ガスを前記空間に排出して、伝熱管９内に不
凝縮性ガスが蓄積されることを防止し、伝熱管９での凝
縮熱伝達の一時的な劣化を防止し、伝熱管９内での蒸気
凝縮量を維持させることができる。
【００２６】ここで、重力落下式炉心冷却系プール５内
底部の冷却水５ａ中を経由している部分の不凝縮性ガス
ベント管14をスパイラル状に形成し、伝熱面積と管内容
積を大きくすることで、本実施例の効果を上げることが
できる。
底部の冷却水５ａ中を経由している部分の不凝縮性ガス
ベント管14をスパイラル状に形成し、伝熱面積と管内容
積を大きくすることで、本実施例の効果を上げることが
できる。
【００２７】次に図２により第２の実施例を説明する。
この第２の実施例では不凝縮性ガスベント管14がドライ
ウェル15を通過する部分に断熱部材18を有し、圧力抑制
室16の気相空間ではスパイラル状に蛇管部14ｂを形成し
て伝熱面積と管内容積を大きくしたことにある。
この第２の実施例では不凝縮性ガスベント管14がドライ
ウェル15を通過する部分に断熱部材18を有し、圧力抑制
室16の気相空間ではスパイラル状に蛇管部14ｂを形成し
て伝熱面積と管内容積を大きくしたことにある。
【００２８】この第２の実施例によれば約55℃の低温の
圧力抑制室16の気相空間で冷却され第１の実施例と同様
の作用効果が得られる。
圧力抑制室16の気相空間で冷却され第１の実施例と同様
の作用効果が得られる。
【００２９】図３に示した第３の実施例は原子炉格納容
器１の上方に設置されている熱交換器７を内蔵した水温
約100 ℃の冷却水プール６において、この冷却水プール
６の底部を貫通してプール水延長部19を設け、前記冷却
水プール６から垂下する不凝縮性ガスベント管14を前記
プール水延長部19内を貫挿して水没させる状態で圧力抑
制室16内のサプレッションプール17まで下方に延在させ
ている。
器１の上方に設置されている熱交換器７を内蔵した水温
約100 ℃の冷却水プール６において、この冷却水プール
６の底部を貫通してプール水延長部19を設け、前記冷却
水プール６から垂下する不凝縮性ガスベント管14を前記
プール水延長部19内を貫挿して水没させる状態で圧力抑
制室16内のサプレッションプール17まで下方に延在させ
ている。
【００３０】この第３の実施例によれば不凝縮性ガスベ
ント管14内に蓄積されたいる未凝縮蒸気の温度に比較し
て、冷却水プール６の水温は低いため第１の実施例と同
様の作用効果が得られる。
ント管14内に蓄積されたいる未凝縮蒸気の温度に比較し
て、冷却水プール６の水温は低いため第１の実施例と同
様の作用効果が得られる。
【００３１】
【発明の効果】本発明によれば、熱交換器の伝熱管内に
流入した不凝縮性ガスの排出を良好にし、伝熱管での凝
縮熱伝達の一時的な劣化を防止し、伝熱管内での蒸気凝
縮量を早期に回復させ、原子炉圧力容器及び原子炉格納
容器の圧力上昇を低減させることができる。
流入した不凝縮性ガスの排出を良好にし、伝熱管での凝
縮熱伝達の一時的な劣化を防止し、伝熱管内での蒸気凝
縮量を早期に回復させ、原子炉圧力容器及び原子炉格納
容器の圧力上昇を低減させることができる。
【図１】本発明に係る原子炉格納容器の冷却設備の第１
の実施例の要部を示す概略的縦断面図。
の実施例の要部を示す概略的縦断面図。
【図２】本発明に係る原子炉格納容器の冷却設備の第２
の実施例の要部を示す概略的縦断面図。
の実施例の要部を示す概略的縦断面図。
【図３】本発明に係る原子炉格納容器の冷却設備の第３
の実施例の要部を示す概略的縦断面図。
の実施例の要部を示す概略的縦断面図。
【図４】従来の原子炉格納容器の冷却設備を概略的に示
す縦断面図。
す縦断面図。
１…原子炉格納容器、２…炉心、３…原子炉圧力容器、
４…主蒸気配管、５…重力落下式炉心冷却系プール、５
ａ…冷却水、６…冷却水プール、６ａ…延長プール、７
…熱交換器、８…蒸気室、９…伝熱管、10…水室、11…
蒸気供給管、12…凝縮水戻り管、13…冷却水配管、14…
不凝縮性ガスベント管、14ａ…浸漬部、14ｂ…蛇管部、
15…ドライウェル、16…圧力抑制室、17…サプレッショ
ンプール、18…断熱部材、19…プール水延長部。
４…主蒸気配管、５…重力落下式炉心冷却系プール、５
ａ…冷却水、６…冷却水プール、６ａ…延長プール、７
…熱交換器、８…蒸気室、９…伝熱管、10…水室、11…
蒸気供給管、12…凝縮水戻り管、13…冷却水配管、14…
不凝縮性ガスベント管、14ａ…浸漬部、14ｂ…蛇管部、
15…ドライウェル、16…圧力抑制室、17…サプレッショ
ンプール、18…断熱部材、19…プール水延長部。
Claims (3)
- 【請求項１】 原子炉格納容器の上方に冷却水プールが
設けられ、この冷却水プール内に設置された熱交換器に
より前記原子炉格納容器内の蒸気を吸引し、前記熱交換
器で凝縮された凝縮水を導く凝縮水戻り配管が重力落下
式炉心冷却系プールに接続され、この重力落下式冷却系
プール内の冷却水を前記原子炉格納容器に格納された原
子炉圧力容器に供給する冷却水配管が前記重力落下式炉
心冷却系プール内の冷却水貯留位置に設けられ、前記熱
交換器の水室から前記蒸気に同伴される不凝縮性ガスを
サプレッションプールに排出する不凝縮性ガスベント管
を備えた原子炉格納容器の冷却設備において、前記不凝
縮性ガスベント管は前記重力落下式炉心冷却系プール内
の冷却水中に没入する浸漬部が形成されていることを特
徴とする原子炉格納容器の冷却設備。 - 【請求項２】 原子炉格納容器の上方に冷却水プールが
設けられ、この冷却水プール内に設置された熱交換器に
より前記原子炉格納容器内の蒸気を吸引し、前記熱交換
器で凝縮された凝縮水を導く凝縮水戻り配管が重力落下
式炉心冷却系プールに接続され、この重力落下式冷却系
プール内の冷却水を前記原子炉格納容器に格納された原
子炉圧力容器に供給する冷却水配管が前記重力落下式炉
心冷却系プール内の冷却水貯留位置に設けられ、前記熱
交換器の水室から前記蒸気に同伴される不凝縮性ガスを
サプレッションプールに排出する不凝縮性ガスベント管
を備えた原子炉格納容器の冷却設備において、前記不凝
縮性ガスベント管は前記原子炉格納容器内のドライウェ
ルを通過する部分に断熱部材を有し、前記圧力抑制室の
気相空間部分にスパイラル状蛇管部が形成されているこ
とを特徴とする原子炉格納容器の冷却設備。 - 【請求項３】 原子炉格納容器の上方に冷却水プールが
設けられ、この冷却水プール内に設置された熱交換器に
より前記原子炉格納容器内の蒸気を吸引し、前記熱交換
器で凝縮された凝縮水を導く凝縮水戻り配管が重力落下
式炉心冷却系プールに接続され、この重力落下式冷却系
プール内の冷却水を前記原子炉格納容器に格納された原
子炉圧力容器に供給する冷却水配管が前記重力落下式炉
心冷却系プール内の冷却水貯留位置に設けられ、前記熱
交換器の水室から前記蒸気に同伴される不凝縮性ガスを
サプレッションプールに排出する不凝縮性ガスベント管
を備えた原子炉格納容器の冷却設備において、前記冷却
水プールの底部を貫通してプール延長部を形成し、この
プール延長部内を貫挿して前記不凝縮性ガスベント管を
前記サプレッションプールまで延在させてなることを特
徴とする原子炉格納容器の冷却設備。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5272275A JPH07128482A (ja) | 1993-10-29 | 1993-10-29 | 原子炉格納容器の冷却設備 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5272275A JPH07128482A (ja) | 1993-10-29 | 1993-10-29 | 原子炉格納容器の冷却設備 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH07128482A true JPH07128482A (ja) | 1995-05-19 |
Family
ID=17511586
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP5272275A Pending JPH07128482A (ja) | 1993-10-29 | 1993-10-29 | 原子炉格納容器の冷却設備 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH07128482A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1999045546A1 (de) * | 1998-03-03 | 1999-09-10 | Siemens Aktiengesellschaft | Sicherheitsbehälter und verfahren zum betrieb eines kondensators in einer kernkraftanlage |
| CN113035397A (zh) * | 2021-03-05 | 2021-06-25 | 哈尔滨工程大学 | 一种采用切击式吸气系统的安全壳内置高效换热器 |
| CN113035392A (zh) * | 2021-03-05 | 2021-06-25 | 哈尔滨工程大学 | 一种采用切击式吹气系统的安全壳内置高效换热器 |
-
1993
- 1993-10-29 JP JP5272275A patent/JPH07128482A/ja active Pending
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1999045546A1 (de) * | 1998-03-03 | 1999-09-10 | Siemens Aktiengesellschaft | Sicherheitsbehälter und verfahren zum betrieb eines kondensators in einer kernkraftanlage |
| CN113035397A (zh) * | 2021-03-05 | 2021-06-25 | 哈尔滨工程大学 | 一种采用切击式吸气系统的安全壳内置高效换热器 |
| CN113035392A (zh) * | 2021-03-05 | 2021-06-25 | 哈尔滨工程大学 | 一种采用切击式吹气系统的安全壳内置高效换热器 |
| CN113035397B (zh) * | 2021-03-05 | 2023-10-27 | 哈尔滨工程大学 | 一种采用切击式吸气系统的安全壳内置高效换热器 |
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