JPH07333377A - 原子炉安全設備 - Google Patents
原子炉安全設備Info
- Publication number
- JPH07333377A JPH07333377A JP6130095A JP13009594A JPH07333377A JP H07333377 A JPH07333377 A JP H07333377A JP 6130095 A JP6130095 A JP 6130095A JP 13009594 A JP13009594 A JP 13009594A JP H07333377 A JPH07333377 A JP H07333377A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- dry well
- pressure vessel
- pressure
- core
- suppression chamber
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
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-
- 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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】小容量の水源により圧力容器を迅速に水没さ
せ、圧力容器貫通を防止することにより、事故後の溶融
炉心の回収を容易にする。 【構成】上部ドライウェル５では、ベント管８の開口部
は、圧力容器下端より２ｍ以上高位、好ましくは炉心上
端より高位に位置する。また、連通管９の開口部は、ベ
ント管８より低位に位置する。同時に、圧力容器支持部
４の上下を連通路１６で連絡する。注水管１３には逆止
弁１５を設ける。
せ、圧力容器貫通を防止することにより、事故後の溶融
炉心の回収を容易にする。 【構成】上部ドライウェル５では、ベント管８の開口部
は、圧力容器下端より２ｍ以上高位、好ましくは炉心上
端より高位に位置する。また、連通管９の開口部は、ベ
ント管８より低位に位置する。同時に、圧力容器支持部
４の上下を連通路１６で連絡する。注水管１３には逆止
弁１５を設ける。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、原子炉安全設備に関す
る。
る。
【０００２】
【従来の技術】原子炉の事故時に全ての安全設備が故障
することを想定した苛酷事故時には、過熱した炉心が溶
融して圧力容器下部に滞留し、さらに圧力容器を貫通し
て落下して格納容器の床を浸食すると考えられており、
この過程で格納容器が加熱される、あるいは気体の発生
により格納容器内の圧力が上昇すると考えられる。特開
平2−222872 号公報では、格納容器内の圧力容器の近傍
に設置したスプレイヘッダにより冷却水を散布するとと
もに、散布した冷却水が圧力容器の下方に流入する流路
を設けて、落下した炉心を冷却することにより、この課
題を解決している。
することを想定した苛酷事故時には、過熱した炉心が溶
融して圧力容器下部に滞留し、さらに圧力容器を貫通し
て落下して格納容器の床を浸食すると考えられており、
この過程で格納容器が加熱される、あるいは気体の発生
により格納容器内の圧力が上昇すると考えられる。特開
平2−222872 号公報では、格納容器内の圧力容器の近傍
に設置したスプレイヘッダにより冷却水を散布するとと
もに、散布した冷却水が圧力容器の下方に流入する流路
を設けて、落下した炉心を冷却することにより、この課
題を解決している。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】従来技術は格納容器内
の雰囲気または、格納容器内に放出された溶融炉心を冷
却するものであった。しかし、溶融炉心が格納容器内に
放出されると、事故収束後の炉心物質の回収が困難とな
ることから、圧力容器および溶融炉心を冷却して、圧力
容器貫通と溶融炉心の流出を防止することが望ましい。
の雰囲気または、格納容器内に放出された溶融炉心を冷
却するものであった。しかし、溶融炉心が格納容器内に
放出されると、事故収束後の炉心物質の回収が困難とな
ることから、圧力容器および溶融炉心を冷却して、圧力
容器貫通と溶融炉心の流出を防止することが望ましい。
【０００４】本発明の第１の目的は、大容量の非常用水
源を設置することなく、苛酷事故時に圧力容器と圧力容
器内の溶融炉心を冷却することにより、圧力容器貫通を
防止して、事故収束後の炉心物質の回収が容易な原子炉
安全設備を提供することにある。
源を設置することなく、苛酷事故時に圧力容器と圧力容
器内の溶融炉心を冷却することにより、圧力容器貫通を
防止して、事故収束後の炉心物質の回収が容易な原子炉
安全設備を提供することにある。
【０００５】本発明の第２の目的は、通常運転時のドラ
イウェルの空調設備の負荷を増大させることなく、苛酷
事故時に圧力容器と圧力容器内の溶融炉心を冷却でき
る、原子炉安全設備を提供することにある。
イウェルの空調設備の負荷を増大させることなく、苛酷
事故時に圧力容器と圧力容器内の溶融炉心を冷却でき
る、原子炉安全設備を提供することにある。
【０００６】
【課題を解決するための手段】第１の目的に対する手段
は、上部ドライウェルと圧力抑制室とを連通するベント
管と、これと独立して、上部ドライウェルと下部ドライ
ウェルを連通する上下ドライウェル連通管とを有し、か
つ上部ドライウェルでは、ベント管の開口部は圧力容器
下端より２ｍ以上高位、好ましくは炉心上端より高位に
位置すると共に、上下ドライウェル連通管の開口部は、
ベント管の開口部より低位に位置し、さらに圧力容器支
持部の上下を連通する流路を設けたことである。
は、上部ドライウェルと圧力抑制室とを連通するベント
管と、これと独立して、上部ドライウェルと下部ドライ
ウェルを連通する上下ドライウェル連通管とを有し、か
つ上部ドライウェルでは、ベント管の開口部は圧力容器
下端より２ｍ以上高位、好ましくは炉心上端より高位に
位置すると共に、上下ドライウェル連通管の開口部は、
ベント管の開口部より低位に位置し、さらに圧力容器支
持部の上下を連通する流路を設けたことである。
【０００７】また、好ましくは、圧力抑制室内の冷却水
をその水面より低いドライウェル空間へ導入する流路を
有し、さらにこの流路に下部ドライウェルから圧力抑制
室への逆流を防止する機構を有することである。
をその水面より低いドライウェル空間へ導入する流路を
有し、さらにこの流路に下部ドライウェルから圧力抑制
室への逆流を防止する機構を有することである。
【０００８】第２の目的に対する手段は、圧力容器外壁
と圧力容器を囲む断熱壁との間に冷却水または蒸気の流
路を有し、さらに流路の少なくとも一ヶ所に、通常運転
時には流路を閉塞し、事故時には開通する開閉機構を備
えることである。
と圧力容器を囲む断熱壁との間に冷却水または蒸気の流
路を有し、さらに流路の少なくとも一ヶ所に、通常運転
時には流路を閉塞し、事故時には開通する開閉機構を備
えることである。
【０００９】
【作用】請求項１の発明では、上部ドライウェルと圧力
抑制室とを連通するベント管と、これと独立した上下ド
ライウェル連通管とを有し、かつ上部ドライウェルで
は、ベント管開口部は上下ドライウェル連通管開口部よ
り高位に位置することにより、上部ドライウェルに供給
された冷却水は、まず上下ドライウェル連通管開口部よ
り下部ドライウェルに流入してこれを満たした後上部ド
ライウェルに溜り、圧力容器を水没させた後に初めてベ
ント管開口部の高さに達して圧力抑制室に流入する。し
たがって、圧力容器を冷却するために圧力抑制室の水位
を上昇させる必要が無いので大容量の外部水源を必要と
しない。
抑制室とを連通するベント管と、これと独立した上下ド
ライウェル連通管とを有し、かつ上部ドライウェルで
は、ベント管開口部は上下ドライウェル連通管開口部よ
り高位に位置することにより、上部ドライウェルに供給
された冷却水は、まず上下ドライウェル連通管開口部よ
り下部ドライウェルに流入してこれを満たした後上部ド
ライウェルに溜り、圧力容器を水没させた後に初めてベ
ント管開口部の高さに達して圧力抑制室に流入する。し
たがって、圧力容器を冷却するために圧力抑制室の水位
を上昇させる必要が無いので大容量の外部水源を必要と
しない。
【００１０】圧力容器が水没する過程で、圧力容器支持
部の下側の空間に気体が溜るが、圧力容器支持部の上下
を連通する流路を設けたことにより、この流路を通って
気体は上方へ逃げるので圧力容器壁から冷却水への熱伝
達を妨げることはない。
部の下側の空間に気体が溜るが、圧力容器支持部の上下
を連通する流路を設けたことにより、この流路を通って
気体は上方へ逃げるので圧力容器壁から冷却水への熱伝
達を妨げることはない。
【００１１】請求項２の発明では、圧力抑制室内の冷却
水をその水面より低いドライウェル空間へ導入する流路
を有し、さらにこの流路に下部ドライウェルから圧力抑
制室への逆流を防止する機構を有するので、ドライウェ
ル水位が圧力抑制室水位より低い場合には他の注水設備
に加えて、この流路を通じて重力により圧力抑制室から
ドライウェルに冷却水を流入させることが出来るので、
より迅速にドライウェル水位が上昇し、ドライウェルと
圧力抑制室の水位が逆転した後は逆止機構が動作して、
ドライウェルから圧力抑制室への冷却水は流入しない。
水をその水面より低いドライウェル空間へ導入する流路
を有し、さらにこの流路に下部ドライウェルから圧力抑
制室への逆流を防止する機構を有するので、ドライウェ
ル水位が圧力抑制室水位より低い場合には他の注水設備
に加えて、この流路を通じて重力により圧力抑制室から
ドライウェルに冷却水を流入させることが出来るので、
より迅速にドライウェル水位が上昇し、ドライウェルと
圧力抑制室の水位が逆転した後は逆止機構が動作して、
ドライウェルから圧力抑制室への冷却水は流入しない。
【００１２】請求項３の発明では、圧力容器と圧力容器
を囲む断熱壁との間に冷却水または蒸気の流路を有し、
流路に事故時のみ開通する開閉機構を備えるので、通常
運転時は流路は閉塞されて、ドライウェル雰囲気が流路
を通過することがない。このため圧力容器からの放熱は
抑制されるので、ドライウェルの空調設備の負荷を増大
させることがない。一方、苛酷事故時には、開閉機構は
開通し、冷却水または蒸気が流路を通過することによ
り、圧力容器と圧力容器内の溶融炉心は冷却される。
を囲む断熱壁との間に冷却水または蒸気の流路を有し、
流路に事故時のみ開通する開閉機構を備えるので、通常
運転時は流路は閉塞されて、ドライウェル雰囲気が流路
を通過することがない。このため圧力容器からの放熱は
抑制されるので、ドライウェルの空調設備の負荷を増大
させることがない。一方、苛酷事故時には、開閉機構は
開通し、冷却水または蒸気が流路を通過することによ
り、圧力容器と圧力容器内の溶融炉心は冷却される。
【００１３】
【実施例】図１は本発明による原子炉安全設備の実施例
を示す。
を示す。
【００１４】炉心１と、炉心１を内包する圧力容器２
と、圧力容器２を内包する格納容器３と、圧力容器２と
格納容器３により囲まれ、圧力容器の支持スカート４に
より隔てられた上部ドライウェル５および下部ドライウ
ェル６と、格納容器３内にあって、上部ドライウェル５
と圧力抑制室７とを連通するベント管８と、これと独立
して設けられた、上部ドライウェル５と下部ドライウェ
ル６を連通する、連通管９とを有し、さらにドライウェ
ルへの注水設備として、上部ドライウェル５内にあって
冷却水を散布するスプレイヘッダ１０とスプレイヘッダ
１０に圧力抑制室７内の冷却水を供給するポンプ１１
と、スプレイヘッダ１０に冷却水を供給するヘッドタン
ク１２に加えて、圧力抑制室７内の冷却水を下部ドライ
ウェル６へ導入する注水管１３を有し、注水管１３に注
水弁１４と逆止弁１５とを有し、さらに圧力容器の支持
スカート４に連通口１６を設けている。
と、圧力容器２を内包する格納容器３と、圧力容器２と
格納容器３により囲まれ、圧力容器の支持スカート４に
より隔てられた上部ドライウェル５および下部ドライウ
ェル６と、格納容器３内にあって、上部ドライウェル５
と圧力抑制室７とを連通するベント管８と、これと独立
して設けられた、上部ドライウェル５と下部ドライウェ
ル６を連通する、連通管９とを有し、さらにドライウェ
ルへの注水設備として、上部ドライウェル５内にあって
冷却水を散布するスプレイヘッダ１０とスプレイヘッダ
１０に圧力抑制室７内の冷却水を供給するポンプ１１
と、スプレイヘッダ１０に冷却水を供給するヘッドタン
ク１２に加えて、圧力抑制室７内の冷却水を下部ドライ
ウェル６へ導入する注水管１３を有し、注水管１３に注
水弁１４と逆止弁１５とを有し、さらに圧力容器の支持
スカート４に連通口１６を設けている。
【００１５】炉心１の損傷を検知または予測して、ポン
プ１１を起動しスプレイヘッダ１０より上部ドライウェ
ル５へ冷却水を散布すると冷却水は上部ドライウェル５
の床上に落下する、連通管９の開口部は上部ドライウェ
ル５の床よりごくわずか立ち上がっているが、ベント管
８の開口部は連通管９の開口部より高位に位置している
ので、落下した冷却水は、上部ドライウェル５の床に少
量滞留するほかは、ほぼ全量が連通管９を通って下部ド
ライウェル６に流入する。下部ドライウェル６の水位は
次第に上昇し圧力容器２の下部は水没する。圧力容器支
持スカート４には連通口１６が設けられているので、支
持スカート４の下方に気体が滯留して圧力容器２から冷
却水への熱伝達を妨げることはない。また連通管９の開
口部が上部ドライウェル５の床よりごくわずか立ち上が
っていることにより、誤動作等により少量の冷却水が上
部ドライウェル５に散布されても下部ドライウェル６に
は流入することがない。本実施例では、ベント管８の開
口部は炉心１より高位に位置するので、注水を続けて、
圧力容器２の、炉心１および圧力容器２の底部に滯留し
た溶融炉心により加熱される部分が冷却水に没して冷却
され始めるまでは、冷却水は圧力抑制室７へほとんど流
入しない。
プ１１を起動しスプレイヘッダ１０より上部ドライウェ
ル５へ冷却水を散布すると冷却水は上部ドライウェル５
の床上に落下する、連通管９の開口部は上部ドライウェ
ル５の床よりごくわずか立ち上がっているが、ベント管
８の開口部は連通管９の開口部より高位に位置している
ので、落下した冷却水は、上部ドライウェル５の床に少
量滞留するほかは、ほぼ全量が連通管９を通って下部ド
ライウェル６に流入する。下部ドライウェル６の水位は
次第に上昇し圧力容器２の下部は水没する。圧力容器支
持スカート４には連通口１６が設けられているので、支
持スカート４の下方に気体が滯留して圧力容器２から冷
却水への熱伝達を妨げることはない。また連通管９の開
口部が上部ドライウェル５の床よりごくわずか立ち上が
っていることにより、誤動作等により少量の冷却水が上
部ドライウェル５に散布されても下部ドライウェル６に
は流入することがない。本実施例では、ベント管８の開
口部は炉心１より高位に位置するので、注水を続けて、
圧力容器２の、炉心１および圧力容器２の底部に滯留し
た溶融炉心により加熱される部分が冷却水に没して冷却
され始めるまでは、冷却水は圧力抑制室７へほとんど流
入しない。
【００１６】ポンプ１１が正常に機能しない場合には、
スプレイヘッダ１０へ、それより高位に設けたヘッドタ
ンク１２より冷却水を供給することにより、同様の作用
を得ることができる。
スプレイヘッダ１０へ、それより高位に設けたヘッドタ
ンク１２より冷却水を供給することにより、同様の作用
を得ることができる。
【００１７】また、炉心１の損傷を検知または予測し
て、注水弁１５を開き、圧力抑制室７内の冷却水を注水
管１３を介して水頭差により下部ドライウェル６ヘ供給
することにより、ポンプ１１あるいはヘッドタンク１２
による注水のみを行った場合に較べ、より迅速にドライ
ウェル水位を上昇させることができる。注水管１３に逆
止弁１５が設けられているので水頭が逆転しても冷却水
が逆流することはない。冷却水は純水のほか、海水その
他の水溶液でもよい。
て、注水弁１５を開き、圧力抑制室７内の冷却水を注水
管１３を介して水頭差により下部ドライウェル６ヘ供給
することにより、ポンプ１１あるいはヘッドタンク１２
による注水のみを行った場合に較べ、より迅速にドライ
ウェル水位を上昇させることができる。注水管１３に逆
止弁１５が設けられているので水頭が逆転しても冷却水
が逆流することはない。冷却水は純水のほか、海水その
他の水溶液でもよい。
【００１８】図２は、本発明による原子炉安全設備の別
の実施例の要部を示す。
の実施例の要部を示す。
【００１９】圧力容器２と、圧力容器２を囲む断熱壁１
７の間には、流路１８が形成されており、さらに炉心１
より高位と圧力容器２の下端より低位において、それぞ
れ開口部１９を設け、上方の開口部１９には、事故時の
み開放する断熱性の開閉機構２０を設けている。これに
より、通常運転時には流路１８を格納容器雰囲気が通過
することがなく、圧力容器２からドライウェルへの放熱
を防止し、ドライウェル空調設備の負荷は低減される。
一方、苛酷事故時には、開閉機構２０の開放により、冷
却水又は蒸気が流路１８を通過できるので、圧力容器２
及び溶融炉心の冷却が妨げられることはない。
７の間には、流路１８が形成されており、さらに炉心１
より高位と圧力容器２の下端より低位において、それぞ
れ開口部１９を設け、上方の開口部１９には、事故時の
み開放する断熱性の開閉機構２０を設けている。これに
より、通常運転時には流路１８を格納容器雰囲気が通過
することがなく、圧力容器２からドライウェルへの放熱
を防止し、ドライウェル空調設備の負荷は低減される。
一方、苛酷事故時には、開閉機構２０の開放により、冷
却水又は蒸気が流路１８を通過できるので、圧力容器２
及び溶融炉心の冷却が妨げられることはない。
【００２０】
【発明の効果】請求項１の発明によれば、迅速に圧力容
器を水没させ、圧力容器と圧力容器内の溶融炉心を効果
的に冷却して、溶融炉心による圧力容器の貫通を防止す
ることができる。
器を水没させ、圧力容器と圧力容器内の溶融炉心を効果
的に冷却して、溶融炉心による圧力容器の貫通を防止す
ることができる。
【００２１】請求項２の発明によれば、圧力容器下部を
より迅速に水没させることができるので、溶融炉心によ
る圧力容器の貫通を確実に防止することができる。
より迅速に水没させることができるので、溶融炉心によ
る圧力容器の貫通を確実に防止することができる。
【００２２】請求項３の発明によれば、通常運転時のド
ライウェル空調設備の負荷を増大させることなく、苛酷
事故時に、圧力容器内の炉心と圧力容器壁を冷却するこ
とができる。
ライウェル空調設備の負荷を増大させることなく、苛酷
事故時に、圧力容器内の炉心と圧力容器壁を冷却するこ
とができる。
【図１】本発明による原子炉安全設備の垂直断面図。
【図２】本発明による原子炉安全設備の垂直断面図。
１…炉心、２…圧力容器、３…格納容器、４…支持スカ
ート、５…上部ドライウェル、６…下部ドライウェル、
７…圧力抑制室、８…ベント管、９…連通管、１０…ス
プレイヘッダ、１１…ポンプ、１２…ヘッドタンク、１
３…注水管、１４…注水弁、１５…逆止弁、１６…連通
口。
ート、５…上部ドライウェル、６…下部ドライウェル、
７…圧力抑制室、８…ベント管、９…連通管、１０…ス
プレイヘッダ、１１…ポンプ、１２…ヘッドタンク、１
３…注水管、１４…注水弁、１５…逆止弁、１６…連通
口。
Claims (3)
- 【請求項１】炉心と、前記炉心を内包する圧力容器と、
前記圧力容器を内包する格納容器と、前記圧力容器と前
記格納容器により囲まれたドライウェルと、圧力容器支
持部と、前記格納容器内にあって、前記炉心より下方に
水面を有する圧力抑制室と、前記ドライウェル、前記圧
力抑制室の各室を連通する流路とを有し、さらに、前記
ドライウェルは、前記圧力容器支持部により上部ドライ
ウェルと下部ドライウェルに分割され、前記上部ドライ
ウェルへの注水設備とを備える原子炉安全設備におい
て、前記上部ドライウェルと前記圧力抑制室とを連通す
るベント管と、これと独立して、前記上部ドライウェル
と前記下部ドライウェルを連通する上下ドライウェルの
連通管とを有し、前記上部ドライウェルでは、前記ベン
ト管の開口部は前記圧力容器の下端より２ｍ以上高位、
好ましくは前記炉心上端より高位に位置すると共に、前
記上下ドライウェル連通管の開口部は、前記ベント管の
開口部より低位に位置し、前記圧力容器支持部の上下を
連通する流路を設けたことを特徴とする原子炉安全設
備。 - 【請求項２】請求項１において、前記圧力抑制室内の冷
却水を前記ドライウェルの、前記圧力抑制室内の冷却水
水面より低い空間へ導入する流路を有し、前記流路に前
記ドライウェルから前記圧力抑制室への逆流を防止する
機構を有する原子炉安全設備。 - 【請求項３】請求項１において、前記圧力容器と前記圧
力容器を囲む断熱壁との間に冷却水または又は蒸気の流
路を有し、前記流路の少なくとも一ヶ所に、通常運転時
には流路を閉塞し、事故時には開通する開閉機構を備え
る原子炉安全設備。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6130095A JPH07333377A (ja) | 1994-06-13 | 1994-06-13 | 原子炉安全設備 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6130095A JPH07333377A (ja) | 1994-06-13 | 1994-06-13 | 原子炉安全設備 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH07333377A true JPH07333377A (ja) | 1995-12-22 |
Family
ID=15025844
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP6130095A Pending JPH07333377A (ja) | 1994-06-13 | 1994-06-13 | 原子炉安全設備 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH07333377A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2011196964A (ja) * | 2010-03-24 | 2011-10-06 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉格納容器 |
| CN107958711A (zh) * | 2017-12-18 | 2018-04-24 | 中广核研究院有限公司 | 一种反应堆堆坑及反应堆堆坑系统 |
-
1994
- 1994-06-13 JP JP6130095A patent/JPH07333377A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2011196964A (ja) * | 2010-03-24 | 2011-10-06 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉格納容器 |
| CN107958711A (zh) * | 2017-12-18 | 2018-04-24 | 中广核研究院有限公司 | 一种反应堆堆坑及反应堆堆坑系统 |
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