JPH0718941B2 - 原子炉格納容器 - Google Patents
原子炉格納容器Info
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- JPH0718941B2 JPH0718941B2 JP1118369A JP11836989A JPH0718941B2 JP H0718941 B2 JPH0718941 B2 JP H0718941B2 JP 1118369 A JP1118369 A JP 1118369A JP 11836989 A JP11836989 A JP 11836989A JP H0718941 B2 JPH0718941 B2 JP H0718941B2
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- vent pipe
- containment vessel
- baffle plate
- pipe outlet
- pressure
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-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/004—Pressure suppression
- G21C9/012—Pressure suppression by thermal accumulation or by steam condensation, e.g. ice condensers
-
- 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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (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、原子炉格納容器に係り、特に、冷却材喪失事
故時に作動する原子炉格納容器の長期冷却系の系統から
ポンプ等の動的機器を削除しつつ冷却能力を向上させ格
納容器を小型化するのに好適な構造の原子炉格納容器に
関するものである。
故時に作動する原子炉格納容器の長期冷却系の系統から
ポンプ等の動的機器を削除しつつ冷却能力を向上させ格
納容器を小型化するのに好適な構造の原子炉格納容器に
関するものである。
従来の原子炉のうち、特に冷却材喪失事故時に炉心で発
生する崩壊熱を圧力抑制プール水に一旦蓄えた後、その
圧力抑制プール水に隣接したプール水（以下、外周プー
ルという）への熱伝達により除去するシステムを用いる
原子炉には、『原子力工業』第34巻第９号（1988年）の
第19〜25頁に論じられているHSBWRやASBWRがある。この
システムは、エネルギーを蓄えて高温となった圧力抑制
プール水と低温の外周プール水との温度差による自然放
熱を利用して、ポンプ等の動的機器を用いず事故時の格
納容器を冷却する。
生する崩壊熱を圧力抑制プール水に一旦蓄えた後、その
圧力抑制プール水に隣接したプール水（以下、外周プー
ルという）への熱伝達により除去するシステムを用いる
原子炉には、『原子力工業』第34巻第９号（1988年）の
第19〜25頁に論じられているHSBWRやASBWRがある。この
システムは、エネルギーを蓄えて高温となった圧力抑制
プール水と低温の外周プール水との温度差による自然放
熱を利用して、ポンプ等の動的機器を用いず事故時の格
納容器を冷却する。
また、炉心の冠水維持の方法として、圧力抑制プールの
ベント管よりも下方と圧力容器の炉心の上方とを逆止弁
等を介して接続する方式がある。この方式では、炉心の
冷却水は、炉心（蒸発）→ドライウエル→圧力抑制プー
ル（凝縮）→炉心と循環し、事故時にも炉心の冠水が維
持される。
ベント管よりも下方と圧力容器の炉心の上方とを逆止弁
等を介して接続する方式がある。この方式では、炉心の
冷却水は、炉心（蒸発）→ドライウエル→圧力抑制プー
ル（凝縮）→炉心と循環し、事故時にも炉心の冠水が維
持される。
本発明で用いる圧力抑制プール水中のバッフル板に関す
る従来技術には、例えば特公昭61−31837号がある。こ
の例は、事故時初期においてベント管から噴出する不凝
縮性ガスによる衝撃荷重からプール内の構造物を保護す
るため、ベント管出口に対応した周方向の部分にのみバ
ッフル板を設置したものである。
る従来技術には、例えば特公昭61−31837号がある。こ
の例は、事故時初期においてベント管から噴出する不凝
縮性ガスによる衝撃荷重からプール内の構造物を保護す
るため、ベント管出口に対応した周方向の部分にのみバ
ッフル板を設置したものである。
上記従来技術のうち、圧力抑制プールと外周プールとの
間の自然放熱による冷却システムでは、圧力抑制プール
内での温度成層化により、高温となる部分がベント管よ
りも上方のみであることが問題となる。すなわち、ベン
ト管水深が浅い場合は、ベント管よりも上方のみのわず
かの部分が高温となり、外周プールへの放熱に寄与する
領域が小さくなるので、必要な伝熱面積を確保するため
には格納容器直径が大きくなる。ベント管水深を深くす
れば、格納容器の直径は大きくならないが、事故時初期
にベント管から噴出する不凝縮性ガスによってプール水
が盛り上がり、圧力抑制室の天井に衝突して損傷を与え
ないように、自由液面と圧力抑制室の天井の距離を大き
くする必要がある。この距離は、ベント管水深に比例す
るので、格納容器の高さが必然的に高くなる。
間の自然放熱による冷却システムでは、圧力抑制プール
内での温度成層化により、高温となる部分がベント管よ
りも上方のみであることが問題となる。すなわち、ベン
ト管水深が浅い場合は、ベント管よりも上方のみのわず
かの部分が高温となり、外周プールへの放熱に寄与する
領域が小さくなるので、必要な伝熱面積を確保するため
には格納容器直径が大きくなる。ベント管水深を深くす
れば、格納容器の直径は大きくならないが、事故時初期
にベント管から噴出する不凝縮性ガスによってプール水
が盛り上がり、圧力抑制室の天井に衝突して損傷を与え
ないように、自由液面と圧力抑制室の天井の距離を大き
くする必要がある。この距離は、ベント管水深に比例す
るので、格納容器の高さが必然的に高くなる。
さらに、ベント管水深が深い原子炉格納容器に上記炉心
冠水維持の技術を適用すると、以下の理由により、圧力
容器ひいては格納容器が大型化する。事故時には、圧力
容器内圧とベント管出口の圧力がバランスしており、圧
力抑制プールからの冷却水により炉心冠水を維持するに
は、ベント管出口よりも下方の位置と圧力容器とを接続
し、さらに接続した系統より下に炉心上端を位置させる
必要がある。このため、ベント管水深を深くすると、そ
の分だけ炉心上端も低くしなければならず、圧力容器が
下方に大型化し、結果として格納容器もそれにつれて大
型化する。
冠水維持の技術を適用すると、以下の理由により、圧力
容器ひいては格納容器が大型化する。事故時には、圧力
容器内圧とベント管出口の圧力がバランスしており、圧
力抑制プールからの冷却水により炉心冠水を維持するに
は、ベント管出口よりも下方の位置と圧力容器とを接続
し、さらに接続した系統より下に炉心上端を位置させる
必要がある。このため、ベント管水深を深くすると、そ
の分だけ炉心上端も低くしなければならず、圧力容器が
下方に大型化し、結果として格納容器もそれにつれて大
型化する。
また、特公昭61−31837号に示された従来技術において
は、圧力制御プール内の自然滞留の促進についての配慮
がない。
は、圧力制御プール内の自然滞留の促進についての配慮
がない。
本発明の目的は、ポンプ等の動的機器を用いずに、圧力
抑制室内の自然対流を促進し、崩壊熱の蓄熱及び外周プ
ールへの放熱に寄与する領域を拡大し、併せてベント管
水深を浅くして小型化した原子炉格納容器を提供するこ
とである。
抑制室内の自然対流を促進し、崩壊熱の蓄熱及び外周プ
ールへの放熱に寄与する領域を拡大し、併せてベント管
水深を浅くして小型化した原子炉格納容器を提供するこ
とである。
本発明は、上記目的を達成するために、炉心を収納する
圧力容器と、この圧力容器を包むドライウエル空間と、
内部に冷却水を有する圧力抑制室と、前記ドライウエル
空間と圧力抑制室内の圧力抑制プールとを接続するベン
ト管とを備え、圧力抑制プールから自らの鋼製の器壁を
介して外周に配置された外周プールに炉心の崩壊熱を伝
達する原子炉格納容器において、圧力抑制プールの自由
液面とベント管出口との間に上端があり圧力抑制プール
の底面とベント管出口との間に下端があるバッフル板を
圧力抑制室内の冷却水中に設けた原子炉格納容器を提案
するものである。
圧力容器と、この圧力容器を包むドライウエル空間と、
内部に冷却水を有する圧力抑制室と、前記ドライウエル
空間と圧力抑制室内の圧力抑制プールとを接続するベン
ト管とを備え、圧力抑制プールから自らの鋼製の器壁を
介して外周に配置された外周プールに炉心の崩壊熱を伝
達する原子炉格納容器において、圧力抑制プールの自由
液面とベント管出口との間に上端があり圧力抑制プール
の底面とベント管出口との間に下端があるバッフル板を
圧力抑制室内の冷却水中に設けた原子炉格納容器を提案
するものである。
前記バッフル板上端とベント管出口との高さの差をh1と
し、ベント管出口とバッフル板下端との高さの差をh3と
したとき、ベント管出口をh1＞h3の範囲に形成すること
が望ましい。
し、ベント管出口とバッフル板下端との高さの差をh3と
したとき、ベント管出口をh1＞h3の範囲に形成すること
が望ましい。
さら具体的には、高さの差h3を例えばh3＝0.75h1とす
る。
る。
いずれの場合も、炉心上端をベント管出口よりも低くし
て圧力容器内に配置し、ベント管出口よりも下方の圧力
抑制室と炉心よりも上方の圧力容器とを逆止弁を有する
冠水系により接続することができる。
て圧力容器内に配置し、ベント管出口よりも下方の圧力
抑制室と炉心よりも上方の圧力容器とを逆止弁を有する
冠水系により接続することができる。
前記バッフル板は、ベント管出口より上方では格納容器
側に近接しベント管出口より下方ではこのベント管出口
側に近接した形状を有することも可能である。
側に近接しベント管出口より下方ではこのベント管出口
側に近接した形状を有することも可能である。
前記ベント管出口に対応する放射方向でバッフル板を格
納容器器壁に固定保持するサポートを格納容器の周方向
に複数個設けることもできる。
納容器器壁に固定保持するサポートを格納容器の周方向
に複数個設けることもできる。
事故時には、炉心の崩壊熱により生じてベント管から噴
出する蒸気が、圧力抑制プール水により凝縮される。こ
の結果、温度が上昇し軽くなった水の浮力により、バッ
フル板の外側でバッフル板上端より上方の領域の水温も
上昇している。バッフル板の外側の領域の水は、鋼製の
格納容器を介して外周プールと接してとり、外周プール
との温度差により冷却される。この冷却により、水が重
くなり、バッフル板の外側領域に前記自然循環とは独立
に下降流が発生する。この下降流は、バッフル板下端を
回ってバッフル板内側の領域に流入する。それまでバッ
フル板内側でベント管よりも下方の領域には、自然循環
が及ばず、低温のままであったが、この相対的に高温の
下降流の流入によって加温される。なお、このような状
況において、バッフル板外側の領域に定常的な下降流を
発生させるためには、後述する理由により、ベント管の
出口はバッフル板の高さの中間点よりも低くなければな
らない。このバッフル板とベント管との配置により、圧
力抑制プール内の水の流動はベント管下端の深さまで及
び、従来はせいぜいベント管出口の水深までであった高
温領域が拡大し、プール内の蓄熱特性および外周プール
への放熱特性が向上する。
出する蒸気が、圧力抑制プール水により凝縮される。こ
の結果、温度が上昇し軽くなった水の浮力により、バッ
フル板の外側でバッフル板上端より上方の領域の水温も
上昇している。バッフル板の外側の領域の水は、鋼製の
格納容器を介して外周プールと接してとり、外周プール
との温度差により冷却される。この冷却により、水が重
くなり、バッフル板の外側領域に前記自然循環とは独立
に下降流が発生する。この下降流は、バッフル板下端を
回ってバッフル板内側の領域に流入する。それまでバッ
フル板内側でベント管よりも下方の領域には、自然循環
が及ばず、低温のままであったが、この相対的に高温の
下降流の流入によって加温される。なお、このような状
況において、バッフル板外側の領域に定常的な下降流を
発生させるためには、後述する理由により、ベント管の
出口はバッフル板の高さの中間点よりも低くなければな
らない。このバッフル板とベント管との配置により、圧
力抑制プール内の水の流動はベント管下端の深さまで及
び、従来はせいぜいベント管出口の水深までであった高
温領域が拡大し、プール内の蓄熱特性および外周プール
への放熱特性が向上する。
この結果、格納容器の健全性を確保するために必要な伝
熱面積が十分に得られ、格納容器の直径を小さくするこ
とが可能であり、また、ベント管の水深を浅くできるの
で、事故時初期の不凝縮性ガスの噴出による水位の盛り
上がりや炉心冠水維持の系統設置のために必要な格納容
器の大型化を回避できる。
熱面積が十分に得られ、格納容器の直径を小さくするこ
とが可能であり、また、ベント管の水深を浅くできるの
で、事故時初期の不凝縮性ガスの噴出による水位の盛り
上がりや炉心冠水維持の系統設置のために必要な格納容
器の大型化を回避できる。
次に、図面を参照して、本発明による原子炉格納容器の
実施例を説明する。
実施例を説明する。
第１図は本発明による原子炉格納容器の一実施例の構成
を示す縦断面図である。図において、１は炉心、２は炉
心１を内蔵する圧力容器、３は圧力容器２から外部に蒸
気を導く主蒸気管、４はドライウエル空間、５はドライ
ウエル空間と圧力抑制室の圧力抑制プール６とを接続す
るベント管、７は上記各部分を内部に格納する格納容
器、８は前記圧力抑制室に対応する格納容器７の容器壁
外部を取り巻く外周プール、９は液相空間である圧力抑
制プール６とともに圧力抑制室を形成する気相空間のド
ライウエル、10は本発明により圧力抑制プール６内に設
置されたバッフル板、11は圧力容器２と圧力抑制プール
６とを接続する冠水系である。
を示す縦断面図である。図において、１は炉心、２は炉
心１を内蔵する圧力容器、３は圧力容器２から外部に蒸
気を導く主蒸気管、４はドライウエル空間、５はドライ
ウエル空間と圧力抑制室の圧力抑制プール６とを接続す
るベント管、７は上記各部分を内部に格納する格納容
器、８は前記圧力抑制室に対応する格納容器７の容器壁
外部を取り巻く外周プール、９は液相空間である圧力抑
制プール６とともに圧力抑制室を形成する気相空間のド
ライウエル、10は本発明により圧力抑制プール６内に設
置されたバッフル板、11は圧力容器２と圧力抑制プール
６とを接続する冠水系である。
本実施例の圧力抑制プール６周りの詳細を第２図に示
す。バッフル板10は、ベント管出口20の高さを基準とし
た場合、バッフル板の上端の高さh1とバッフル板の下端
の深さh3の関係がh1＞３となるように、圧力抑制プー
ル６内に配置されている。換言すれば、ベント管出口
は、バッフル板の高さの中間点よりも下に位置してい
る。一方、冠水系11は、ベント管出口20より下方の圧力
抑制プール６と炉心１の上端よりも上の圧力容器２とを
逆止弁21を介して接続している。
す。バッフル板10は、ベント管出口20の高さを基準とし
た場合、バッフル板の上端の高さh1とバッフル板の下端
の深さh3の関係がh1＞３となるように、圧力抑制プー
ル６内に配置されている。換言すれば、ベント管出口
は、バッフル板の高さの中間点よりも下に位置してい
る。一方、冠水系11は、ベント管出口20より下方の圧力
抑制プール６と炉心１の上端よりも上の圧力容器２とを
逆止弁21を介して接続している。
さて、主蒸気管３の破断で代表される冷却材喪失事故時
には、炉心１の崩壊熱により、蒸気は破断口から流出し
続ける。流出した蒸気は、ベント管５を通り圧力抑制プ
ール６内に入り、凝縮される。この凝縮による温度上昇
および設置したバッフル板10の作用で、圧力抑制プール
６内には、第２図に矢印で示したように、自然循環（自
然対流）が形成される。また、事故時には、圧力容器２
の内圧とベント管出口20の圧力とが等しくなるため、ベ
ント管出口と冠水系11の高度差h2に基づく水頭圧によ
り、圧力容器２に水が流入、炉心１の上端よりも高い水
位を確保する。
には、炉心１の崩壊熱により、蒸気は破断口から流出し
続ける。流出した蒸気は、ベント管５を通り圧力抑制プ
ール６内に入り、凝縮される。この凝縮による温度上昇
および設置したバッフル板10の作用で、圧力抑制プール
６内には、第２図に矢印で示したように、自然循環（自
然対流）が形成される。また、事故時には、圧力容器２
の内圧とベント管出口20の圧力とが等しくなるため、ベ
ント管出口と冠水系11の高度差h2に基づく水頭圧によ
り、圧力容器２に水が流入、炉心１の上端よりも高い水
位を確保する。
ところで、設置したバッフル板10の外側に下降流が確実
に形成される条件を考えてみる。第３図は、バッフル板
10の外側に下降流が形成された場合に推定されるバッフ
ル板内外の高さ方向の温度分布を示したものである。バ
ッフル板10内側でベント管出口20よりも上の領域は、ベ
ント管出口近傍での凝縮による加温を駆動力とした自然
循環により、温度T1となる。バッフル板10外側のバッフ
ル板上端以上の領域は、バッフル板10内側と同じ温度T1
となっている。バッフル板10外側を通る下降流は、外周
プール８への放熱により、温度が低下し、バッフル板10
下端では、T2となる。外周プール８への放熱特性（対流
熱伝達率）が一定と仮定すると、バッフル板上下端間の
温度低下は、図示のように、直線的となる。そして、温
度T2の水がバッフル板下端を回って内側の領域に流入す
る結果、バッフル板内側でベント管出口20より下の温度
はT2となる。この温度T2は、後述のバッフル板10内外の
圧力バランスが成立する条件から決まってくる。ただ
し、バッフル板10下端より下は、いずれの領域も初期温
度T0の状態となる。
に形成される条件を考えてみる。第３図は、バッフル板
10の外側に下降流が形成された場合に推定されるバッフ
ル板内外の高さ方向の温度分布を示したものである。バ
ッフル板10内側でベント管出口20よりも上の領域は、ベ
ント管出口近傍での凝縮による加温を駆動力とした自然
循環により、温度T1となる。バッフル板10外側のバッフ
ル板上端以上の領域は、バッフル板10内側と同じ温度T1
となっている。バッフル板10外側を通る下降流は、外周
プール８への放熱により、温度が低下し、バッフル板10
下端では、T2となる。外周プール８への放熱特性（対流
熱伝達率）が一定と仮定すると、バッフル板上下端間の
温度低下は、図示のように、直線的となる。そして、温
度T2の水がバッフル板下端を回って内側の領域に流入す
る結果、バッフル板内側でベント管出口20より下の温度
はT2となる。この温度T2は、後述のバッフル板10内外の
圧力バランスが成立する条件から決まってくる。ただ
し、バッフル板10下端より下は、いずれの領域も初期温
度T0の状態となる。
この温度分布モデルと、実機の約1/10縮尺で16度セクタ
装置による実験結果とを比較して第４図に示す。図中の
各測定値は、装置のベント管模擬部から蒸気を流入させ
始めた時刻よりそれぞれ2,4,および7.5時間経過した時
点の各高さにおける温度実測値を示しており、線は上記
モデルによる計算結果を示している。実測値と計算値と
は良く一致しており、上記モデルが妥当であることが分
かる。
装置による実験結果とを比較して第４図に示す。図中の
各測定値は、装置のベント管模擬部から蒸気を流入させ
始めた時刻よりそれぞれ2,4,および7.5時間経過した時
点の各高さにおける温度実測値を示しており、線は上記
モデルによる計算結果を示している。実測値と計算値と
は良く一致しており、上記モデルが妥当であることが分
かる。
このモデルにより、バッフル板10外側に下降流（すなわ
ちバッフル板10内外の循環）が形成される条件を考え
る。その条件は、（１）式で示される。
ちバッフル板10内外の循環）が形成される条件を考え
る。その条件は、（１）式で示される。
ρ（T1）h1＋ρ（T2）h3 ＜ρ｛（T1＋T2）/2｝（h1＋h3） （１） ここで、ρ（Ｔ）は温度Ｔにおける水の密度であり、そ
の他は第２図および第３図に示した高さおよび温度であ
る。この条件は、バッフル板10下端における水頭を比較
して、バッフル板10外側の方が大きい場合のみ循環が発
生するというものである。循環が発生する限界は、T2＝
T0になった場合である。水の密度を、ρ（Ｔ）＝ａ−bT
で近似して（１）式を変形し、T2＝T0とすると、（２）
式が得られる。
の他は第２図および第３図に示した高さおよび温度であ
る。この条件は、バッフル板10下端における水頭を比較
して、バッフル板10外側の方が大きい場合のみ循環が発
生するというものである。循環が発生する限界は、T2＝
T0になった場合である。水の密度を、ρ（Ｔ）＝ａ−bT
で近似して（１）式を変形し、T2＝T0とすると、（２）
式が得られる。
（h3−h1）（t1−T0）＜０ （２） バッフル板10内外に循環が起こる条件は、（２）式を満
足するh3＜h1というバッフル板10とベント管出口20の高
さの関係である。すなわち、バッフル板10をむやみに下
方に伸ばした場合、バッフル板外側の下降流が発生せ
ず、バッフル板10は何の効果も持たないから、邪魔にな
るだけである。
足するh3＜h1というバッフル板10とベント管出口20の高
さの関係である。すなわち、バッフル板10をむやみに下
方に伸ばした場合、バッフル板外側の下降流が発生せ
ず、バッフル板10は何の効果も持たないから、邪魔にな
るだけである。
ベント管の水深3.7mの実機体系において、h1を2.7mとし
て、h3を上記条件内で変化させた場合の蓄熱特性および
放熱特性の変化を第５図に示す。この図は、バッフル板
を設置しない場合を基準にした蓄熱特性および放熱特性
の変化を示している。h3を伸ばすにつれて、バッフル板
10内外の高温領域がベント管出口20よりも下方に拡大す
るため、蓄熱特性および放熱特性ともに向上する。その
うち（図ではh3/h1＞0.75）、バッフル板を伸ばすこと
による領域拡大よりもバッフル板下端での温度低下の影
響がまさり、両特性が低下し始める。ただし、その場合
でも、バッフル板10を設置しない場合よりも特性が向上
している。
て、h3を上記条件内で変化させた場合の蓄熱特性および
放熱特性の変化を第５図に示す。この図は、バッフル板
を設置しない場合を基準にした蓄熱特性および放熱特性
の変化を示している。h3を伸ばすにつれて、バッフル板
10内外の高温領域がベント管出口20よりも下方に拡大す
るため、蓄熱特性および放熱特性ともに向上する。その
うち（図ではh3/h1＞0.75）、バッフル板を伸ばすこと
による領域拡大よりもバッフル板下端での温度低下の影
響がまさり、両特性が低下し始める。ただし、その場合
でも、バッフル板10を設置しない場合よりも特性が向上
している。
本発明の他の実施例を第６図に示す。ベント管出口20
は、圧力抑制プール６内に複数設置されている。本実施
例では、バッフル板10を保持するサポート23が、ベント
管出口20に対応する周方向の位置に設置され、バッフル
板10と格納容器壁22とを接続している。事故時初期にお
いては、ドライウエル９にあった不凝縮性ガスがベント
管出口20から噴出し水を押しやるため、ベント管出口20
に対応する周方向には大きな動荷重が発生する。本実施
例では、当該位置のバッフル板10がサポート23によって
補強されているので、バッフル板10自体の厚み等の必要
強度を低減できる。
は、圧力抑制プール６内に複数設置されている。本実施
例では、バッフル板10を保持するサポート23が、ベント
管出口20に対応する周方向の位置に設置され、バッフル
板10と格納容器壁22とを接続している。事故時初期にお
いては、ドライウエル９にあった不凝縮性ガスがベント
管出口20から噴出し水を押しやるため、ベント管出口20
に対応する周方向には大きな動荷重が発生する。本実施
例では、当該位置のバッフル板10がサポート23によって
補強されているので、バッフル板10自体の厚み等の必要
強度を低減できる。
本発明の別の実施例を第７図に示す。本実施例では、バ
ッフル板10の形状が段階状になっており、ベント管出口
20よりも上方ではバッフル板10が格納容器壁22に近接し
ており、ベント管出口20下方ではベント管出口の側の壁
に近接している。既に述べたように事故初期に噴出する
不凝縮性ガスにより動荷重は、ベント管出口よりも上方
で考慮すればよい。本実施例のように、動荷重を考慮す
る必要の無いベント管出口20下方の領域において、バッ
フル板10をベント管出口20側に近付けることは、相対的
に高温のバッフル板10外側の領域を拡大することであ
り、蓄熱特性を向上させる効果がある。
ッフル板10の形状が段階状になっており、ベント管出口
20よりも上方ではバッフル板10が格納容器壁22に近接し
ており、ベント管出口20下方ではベント管出口の側の壁
に近接している。既に述べたように事故初期に噴出する
不凝縮性ガスにより動荷重は、ベント管出口よりも上方
で考慮すればよい。本実施例のように、動荷重を考慮す
る必要の無いベント管出口20下方の領域において、バッ
フル板10をベント管出口20側に近付けることは、相対的
に高温のバッフル板10外側の領域を拡大することであ
り、蓄熱特性を向上させる効果がある。
本発明によれば、バッフル板による圧力抑制プール内の
自然循環領域が拡大し、格納容器を小型化できる。すな
わち、自然循環領域の拡大により、圧力抑制プール内の
高温領域が広がる。その結果、外周プールへの自然放熱
により格納容器が確実に冷却されるので、必要な伝熱面
積を確保する点では有利となり、格納容器の直径をより
小さくすることが可能となる。また、格納容器の厚さを
減らすことも考えられる。一方、格納容器直径を変えな
い場合は、必要な伝熱面積を確保するためのベント管の
水深を例えば40％程度浅くできる。
自然循環領域が拡大し、格納容器を小型化できる。すな
わち、自然循環領域の拡大により、圧力抑制プール内の
高温領域が広がる。その結果、外周プールへの自然放熱
により格納容器が確実に冷却されるので、必要な伝熱面
積を確保する点では有利となり、格納容器の直径をより
小さくすることが可能となる。また、格納容器の厚さを
減らすことも考えられる。一方、格納容器直径を変えな
い場合は、必要な伝熱面積を確保するためのベント管の
水深を例えば40％程度浅くできる。
したがって、事故時初期のプールスウェル（ベント管か
ら噴出する不凝縮性ガスで生ずる液面の盛り上がり）に
よる圧力抑制室天井の損傷を回避するために必要なスエ
ットウエル高さを低減できる。すなわち、主蒸気管３が
設置されるドライウエル空間４の底部の高さが低くな
る。また、炉心冠水系11を設置する場合は、ベント管の
水深が浅くなったことに対応して、炉心１の上端を上げ
ることができる。
ら噴出する不凝縮性ガスで生ずる液面の盛り上がり）に
よる圧力抑制室天井の損傷を回避するために必要なスエ
ットウエル高さを低減できる。すなわち、主蒸気管３が
設置されるドライウエル空間４の底部の高さが低くな
る。また、炉心冠水系11を設置する場合は、ベント管の
水深が浅くなったことに対応して、炉心１の上端を上げ
ることができる。
これらの理由によって、圧力容器ひいては格納容器の高
さを低くすることが可能である。
さを低くすることが可能である。
さらに、ベント管水深が浅くなった結果、ベント管出口
にかかる水頭圧が減り、事故時のドライウエルの圧力も
低減されるので、格納容器の耐圧（強度）をさげること
ができる。
にかかる水頭圧が減り、事故時のドライウエルの圧力も
低減されるので、格納容器の耐圧（強度）をさげること
ができる。
第１図は本発明による原子炉格納容器の一実施例の構成
を示す縦断面図、第２図は第１図実施例の圧力抑制室周
りの詳細断面図、第３図はバッフル板内外の温度分布モ
デルを示す模式図、第４図は第３図モデルについての実
験結果と計算結果とを比較して示す図、第５図は本発明
においてバッフル板下端の位置を変化させた場合の蓄熱
および放熱特性の変化を示す相関図、第６図は本発明の
他の実施例の原子炉格納容器の水平断面図、第７図は本
発明の別の実施例の原子炉格納容器の縦断面図である。 １……炉心、２……圧力容器、３……主蒸気管、 ４……ドライウエル空間、５……ベント管、 ６……圧力抑制プール、７……格納容器、 ８……外周プール、９……ドライウエル、 10……バッフル板、11……冠水系、 20……ベント管出口、21……逆止弁、 22……格納容器壁、23……サポート。
を示す縦断面図、第２図は第１図実施例の圧力抑制室周
りの詳細断面図、第３図はバッフル板内外の温度分布モ
デルを示す模式図、第４図は第３図モデルについての実
験結果と計算結果とを比較して示す図、第５図は本発明
においてバッフル板下端の位置を変化させた場合の蓄熱
および放熱特性の変化を示す相関図、第６図は本発明の
他の実施例の原子炉格納容器の水平断面図、第７図は本
発明の別の実施例の原子炉格納容器の縦断面図である。 １……炉心、２……圧力容器、３……主蒸気管、 ４……ドライウエル空間、５……ベント管、 ６……圧力抑制プール、７……格納容器、 ８……外周プール、９……ドライウエル、 10……バッフル板、11……冠水系、 20……ベント管出口、21……逆止弁、 22……格納容器壁、23……サポート。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.6 識別記号 庁内整理番号 ＦＩ 技術表示箇所 8607−2Ｇ Ｇ２１Ｃ 13/00 ＧＤＢ Ｒ (72)発明者 内藤 正則 茨城県日立市森山町1168番地 株式会社日 立製作所エネルギー研究所内 (56)参考文献 特開 昭64−91089（ＪＰ，Ａ) 特公 昭61−31837（ＪＰ，Ｂ２)
Claims (6)
- 【請求項１】炉心を収納する圧力容器と、当該圧力容器
を包むドライウエル空間と、内部に冷却水を有する圧力
抑制室と、前記ドライウエル空間と前記圧力抑制室内の
圧力抑制プールとを接続するベント管とを備え、前記圧
力抑制プールから自らの鋼製の器壁を介して外周に配置
された外周プールに前記炉心の崩壊熱を伝達する原子炉
格納容器において、 前記圧力抑制プールの自由液面と前記ベント管出口との
間に上端があり前記圧力抑制プールの底面と前記ベント
管出口との間に下端があるバッフル板を前記圧力抑制室
内の冷却水中に設けたことを特徴とする原子炉格納容
器。 - 【請求項２】請求項１に記載の原子炉格納容器におい
て、前記バッフル板上端と前記ベント管出口との高さの
差をh1とし、前記ベント管出口と前記バッフル板下端と
の高さの差をh3としたとき、前記ベント管出口をh1＞h3
の範囲に形成したことを特徴とする原子炉格納容器。 - 【請求項３】請求項２に記載の原子炉格納容器におい
て、前記高さの差h3をh3＝0.75h1としたことを特徴とす
る原子炉格納容器。 - 【請求項４】請求項１〜３のいずれか一項に記載の原子
炉格納容器において、 前記炉心上端を前記ベント管出口よりも低く前記圧力容
器内に配置し、前記ベント管出口よりも下方の前記圧力
抑制室と前記炉心よりも上方の前記圧力容器とを逆止弁
を有する冠水系により接続したことを特徴とする原子炉
格納容器。 - 【請求項５】請求項１〜４のいずれか一項に記載の原子
炉格納容器において、 前記バッフル板が、前記ベント管出口より上方では前記
格納容器側に近接し前記ベント管出口より下方では当該
ベント管出口側に近接した形状を有することを特徴とす
る原子炉格納容器。 - 【請求項６】請求項１〜５のいずれか一項に記載の原子
炉格納容器において、 前記ベント管出口に対応する放射方向で前記バッフル板
を前記格納容器器壁に固定保持するサポートを前記格納
容器の周方向に複数個設けたことを特徴とする原子炉格
納容器。
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1118369A JPH0718941B2 (ja) | 1989-05-11 | 1989-05-11 | 原子炉格納容器 |
| EP90108798A EP0397162B1 (en) | 1989-05-11 | 1990-05-10 | Primary containment vessel with outer pool |
| DE69007327T DE69007327T2 (de) | 1989-05-11 | 1990-05-10 | Primärsicherheitseinschluss mit äusserem Wasserbecken. |
| US07/522,033 US5021212A (en) | 1989-05-11 | 1990-05-11 | Primary containment vessel with outer pool |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1118369A JPH0718941B2 (ja) | 1989-05-11 | 1989-05-11 | 原子炉格納容器 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02297097A JPH02297097A (ja) | 1990-12-07 |
| JPH0718941B2 true JPH0718941B2 (ja) | 1995-03-06 |
Family
ID=14734999
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1118369A Expired - Lifetime JPH0718941B2 (ja) | 1989-05-11 | 1989-05-11 | 原子炉格納容器 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5021212A (ja) |
| EP (1) | EP0397162B1 (ja) |
| JP (1) | JPH0718941B2 (ja) |
| DE (1) | DE69007327T2 (ja) |
Families Citing this family (12)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5295169A (en) * | 1990-10-15 | 1994-03-15 | Hitachi, Ltd. | Reactor containment facilities |
| US5098646A (en) * | 1990-12-20 | 1992-03-24 | General Electric Company | Passive hydraulic vacuum breaker |
| US5169595A (en) * | 1991-09-03 | 1992-12-08 | General Electric Company | Reactor core isolation cooling system |
| US5301215A (en) * | 1992-11-25 | 1994-04-05 | General Electric Company | Nuclear reactor building |
| JP2003329789A (ja) * | 2002-05-16 | 2003-11-19 | Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd | シールドビルディング |
| DE10258354B3 (de) * | 2002-12-12 | 2004-07-29 | Framatome Anp Gmbh | Sicherheitsbehälter einer Kernkraftanlage |
| US8588360B2 (en) * | 2007-11-15 | 2013-11-19 | The State Of Oregon Acting By And Through The State Board Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University | Evacuated containment vessel for a nuclear reactor |
| US9984777B2 (en) | 2007-11-15 | 2018-05-29 | Nuscale Power, Llc | Passive emergency feedwater system |
| US8867690B2 (en) * | 2011-08-25 | 2014-10-21 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Pressurized water reactor with compact passive safety systems |
| US9053823B2 (en) * | 2011-12-19 | 2015-06-09 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Method and apparatus for an alternative suppression pool cooling for boiling water reactors |
| JP6285337B2 (ja) * | 2014-10-17 | 2018-02-28 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉格納容器 |
| CN106898389A (zh) * | 2015-12-21 | 2017-06-27 | 中国核动力研究设计院 | 一种固有安全的安全壳抑压冷却系统 |
Family Cites Families (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| NL113562C (ja) * | 1959-02-24 | |||
| GB1463148A (en) * | 1973-12-12 | 1977-02-02 | Commissariat Energie Atomique | Liquid cooled nuclear reactors |
| US4213824A (en) * | 1977-06-23 | 1980-07-22 | The Babcock & Wilcox Company | Nuclear steam system containment |
| SE428611B (sv) * | 1979-12-17 | 1983-07-11 | Asea Atom Ab | Nodkylningsanordning vid kokarvattenreaktor |
| JPS6131837A (ja) * | 1984-07-23 | 1986-02-14 | Matsushita Seiko Co Ltd | レンジフ−ド |
| JPS6333697A (ja) * | 1986-07-29 | 1988-02-13 | 株式会社東芝 | 格納容器熱除去装置 |
| JPH07117596B2 (ja) * | 1986-09-19 | 1995-12-18 | 株式会社日立製作所 | 自然放熱型格納容器 |
| JPS63229390A (ja) * | 1987-03-18 | 1988-09-26 | 株式会社日立製作所 | 原子炉 |
| JP2616973B2 (ja) * | 1988-09-02 | 1997-06-04 | 株式会社日立製作所 | 原子炉格納容器内の圧力低減構造 |
| JPH0296689A (ja) * | 1988-10-04 | 1990-04-09 | Hitachi Ltd | 原子炉の格納容器 |
-
1989
- 1989-05-11 JP JP1118369A patent/JPH0718941B2/ja not_active Expired - Lifetime
-
1990
- 1990-05-10 DE DE69007327T patent/DE69007327T2/de not_active Expired - Fee Related
- 1990-05-10 EP EP90108798A patent/EP0397162B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1990-05-11 US US07/522,033 patent/US5021212A/en not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP0397162B1 (en) | 1994-03-16 |
| JPH02297097A (ja) | 1990-12-07 |
| EP0397162A1 (en) | 1990-11-14 |
| DE69007327D1 (de) | 1994-04-21 |
| US5021212A (en) | 1991-06-04 |
| DE69007327T2 (de) | 1994-06-30 |
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