JPH0772280A

JPH0772280A - 原子炉格納容器冷却系

Info

Publication number: JPH0772280A
Application number: JP5218680A
Authority: JP
Inventors: Kazuyoshi Kataoka; 一芳片岡
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1993-09-02
Filing date: 1993-09-02
Publication date: 1995-03-17

Abstract

(57)【要約】【目的】原子炉格納容器冷却系の除熱を効率良く行い、
原子炉の安全性をさらに高める。【構成】原子炉格納容器１のサプレッションプール４お
よびサプレッションチェンバ５の内壁面を断熱材のよう
な熱容量の大きい大熱容量材21で覆うことを特徴とす
る。配管破断時に原子炉圧力容器３から流出した蒸気は
大熱容量材21よりも温度が高く、その大熱容量材21との
熱交換によって冷却され、一部は凝縮される。その結
果、原子炉格納容器冷却系の除熱を効率良く行い、原子
炉の安全性をさらに高めることができる。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は原子炉異常時に作動する
原子炉格納容器冷却系に係り、特にポンプなどの動的機
器を使用しない静的原子炉格納容器冷却系に関する。

【０００２】

【従来の技術】原子炉格納容器冷却系は、例えば、単純
化ＢＷＲ（ＳＢＷＲ）の場合、図７に示されるような構
成のものが知られている。すなわち、図７に示したよう
に原子炉格納容器（以下、ＰＣＶと記す）１内には炉心
２を含んだ原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶと記す）３
と、サプレッションプール（以下、ＳＰと記す）４およ
びサプレッションチェンバ（以下、ＳＣと記す）５と、
重力落下式冷却系（以下、ＧＤＣＳと記す）プール６
と、ドライウェル（以下、ＤＷと記す）７と呼ばれる空
間部とがあり、ＰＣＶ１上部には静的格納容器冷却系
（以下、ＰＣＣＳと記す）プール８が設置されており、
そのプール８内には熱交換器９ａ，９ｂが浸漬されてい
る。

【０００３】前記熱交換器９ａ，９ｂには、それぞれ蒸
気管10ａ，10ｂと、凝縮水配管11ａ，11ｂと、ガスベン
ト管12ａ，12ｂとが接続され、蒸気管10ａはＤＷ７に、
蒸気管10ｂは主蒸気管13に接続しており、凝縮水配管11
ａはＧＤＣＳプール６に接続し、凝縮水配管11ｂはＲＰ
Ｖ３に接続している。なお、主蒸気管13は図示してない
タービン系に接続されている。ガスベント管12ａ，12ｂ
はＳＰ４に接続し、その出口はＳＰ４の水位より低いと
ころに位置している。

【０００４】蒸気管10ｂが主蒸気管13に接続しているタ
イプの原子炉格納容器冷却系はアイソレーションコンデ
ンサ（以下、ＩＣと記す）と呼ばれ、凝縮水配管11ｂお
よびガスベント管12ｂにＲＰＶ３内の水位低信号などに
よって開放される制御弁14，15が接続されている。ま
た、ＩＣにはＲＰＶ３の圧力が異常に高くなるような過
渡時にも凝縮水配管制御弁14が、ＲＰＶ３の圧力高信号
等により開放して蒸気を凝縮して、ＲＰＶ３の圧力を下
げる働きもある。

【０００５】蒸気管10ａがＤＷ７に接続しているものは
ＰＣＣＳと呼ばれる。これらのＧＤＣＳプール６、ＩＣ
とＰＣＣＳは複数設置している。

【０００６】気相部でＤＷ７に開口部を持つＧＤＣＳプ
ール６には、ＧＤＣＳプール６側の圧力がＲＰＶ３側の
圧力より高いと開く逆止弁18を持つＧＤＣＳドレン管17
が接続されＲＰＶ３に接続している。

【０００７】ＲＰＶ３には、原子炉水位低信号などで開
く減圧弁16が複数具備されている。ＳＰ４には、一方の
開口部が水中に、他方の開口部がＤＷ７に位置している
ガスベント管19が接続されている。また、ＳＣ５とＤＷ
７の間には、真空破壊弁20が接続されていて、ＳＣ５の
圧力がＤＷ７の圧力よりも設定値以上になると開いて、
ＤＷ７の破壊を防ぐ働きがある。

【０００８】主蒸気管13の破断などによる冷却材喪失事
故（ＬＯＣＡ）時には、減圧弁16が原子炉水位低信号な
どによって開き、ＲＰＶ３を積極的に減圧し、やがてＤ
Ｗ７とＲＰＶ３の圧力がほぼ等しくなり、ＧＤＣＳプー
ル６側の圧力がその水頭分だけＲＰＶ３側の圧力より高
くなるため、逆止弁18が開き、ＧＤＣＳプール６水がＲ
ＰＶ３に注入される。

【０００９】また、ＲＰＶ３内の水位低信号など制御弁
14および15が開くことにより、ＩＣの熱交換器９ｂでは
主蒸気管13から蒸気を吸い込み凝縮し、熱交換器９ｂの
下部プレナムで密度の違いにより、液相と気相に分離さ
れる。

【００１０】凝縮水は凝縮水配管11ｂを通じてＲＰＶ３
に流れ込み、熱交換器９ｂで凝縮され得なかった蒸気や
破断口から主蒸気管13を経てＩＣの熱交換器９ｂに流れ
込むＰＣＶ１内の不凝縮性ガスがガスベント管12ｂを通
じて、ＳＰ４に放出され、未凝縮蒸気の一部はそこで凝
縮し、残りの蒸気と不凝縮性ガスはＳＣ５に溜まる。た
だし、ＤＷ７とＳＣ５の圧力差が小さくなった時点でガ
スベント管12ｂはＳＰ４により水封されるので未凝縮蒸
気や不凝縮性ガスは、ガスベント管12ｂ内で滞留する。

【００１１】一方、ＰＣＣＳでは、ＤＷ７に放出された
蒸気が蒸気管10ａを通って熱交換器９ａで凝縮され、熱
交換器下部プレナムで密度の違いにより、液相と気相に
分離され、凝縮水は凝縮水配管11ａを通じてＧＤＣＳプ
ール６に流れる。蒸気と一緒に前記交換器９ａに吸い込
まれるＰＣＶ１内に充填されている不凝縮性ガスや凝縮
されなかった蒸気は、ガスベント管12ａを通じてＳＰ４
に流れ、特に、破断後しばらくは前記熱交換器９ａで凝
縮しきれない蒸気がある。

【００１２】ＳＣ５の圧力が上昇しないように、未凝縮
蒸気がＳＰ４水で凝縮されるように前記ガスベント管12
ａの出口は水中に没している。ＳＰ４でも凝縮されなか
った蒸気と不凝縮性ガスはＳＣ５に溜まる。ただし、Ｄ
Ｗ７とＳＣ５の圧力差が小さくなった時点でガスベント
管12ａはＳＰ４により水封されるので未凝縮蒸気や不凝
縮性ガスは、ガスベント管12ａ内で滞留する。

【００１３】

【発明が解決しようとする課題】上述のような原子炉格
納容器冷却系においては、前述したように破断後しばら
く経つとガスベント管12ａ，12ｂ内の圧力はＳＰ４との
水頭以下となるため、前記ガスベント管が水封された状
態となる。その結果、前記ガスベント管内に不凝縮性ガ
スが充満し、ついには熱交換器９ａ，９ｂ内にも充満す
ることになる。

【００１４】不凝縮性ガスが熱交換器９ａ，９ｂ内にあ
ると蒸気の凝縮性能がその濃度に応じて劣化するので、
前記ガスベント管が前記ＳＰにより水封される時間をな
るべく短くしたり、原子炉格納容器冷却系の熱交換器に
吸い込まれる不凝縮性ガスの濃度を低くして、凝縮性能
の劣化の割合を低くするような手段を講じる必要があ
る。

【００１５】しかしながら、従来のようにＩＣを原子炉
格納容器冷却系の一部として用いる場合、ＬＯＣＡ発生
直後はＩＣが蒸気を吸い込む主蒸気管13内とＳＣ５との
圧力差が大きいため、ＩＣ熱交換器９ｂの凝縮容量を超
える蒸気が流れ込み、ＳＰ４でも十分に凝縮されない蒸
気がＳＣ５に流れ込み、そこの圧力を上昇させる。

【００１６】その結果、ＤＷ７とＳＣ５の圧力差が小さ
くなり、ＩＣのガスベント管12ｂならびに、ＰＣＣＳの
ガスベント管12ａが水封される時刻が早まる。そして、
ＩＣとＰＣＣＳの蒸気凝縮性能が劣化する。

【００１７】また、ＧＤＣＳドレン管17が破断する事象
を想定した場合、ＧＤＣＳが働いて前記プール水位が低
下し、前記ＧＤＣＳドレン管17のプール水取水口より下
がった時、蒸気よりも重いためＧＤＣＳプール６の水面
上に溜まった不凝縮性ガスが前記ＧＤＣＳドレン管17か
ら破断口を通じてＤＷ７内に出てしまう。その不凝縮性
ガスが格納容器冷却系の熱交換器９ａ，９ｂに吸い込ま
れ、蒸気凝縮性能を劣化させる課題がある。

【００１８】そのうえ、真空破壊弁20は、製造上、気体
の漏洩を完全になくすことは困難であり、ある程度の漏
洩は避けられない。そのため、ＤＷ７とＳＣ５の間に流
路ができることになり、両者の圧力差が小さくなり格納
容器冷却系のガスベント管12ａ，12ｂが水封される状態
にＬＯＣＡ発生後、漏洩のない場合よりも早くなり、ガ
スベント管12ａ，12ｂ内に不凝縮性ガスが充満し、つい
には前記熱交換器９ａ，９ｂ内にも充満することにな
る。以上のように、従来の格納容器冷却系は長期にわた
る格納容器冷却の面で不利になることがある。

【００１９】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、不凝縮性ガスが格納容器冷却系の熱交換器に
溜まらないように、もしくは熱交換器内に充満するまで
の時間を従来のものよりも遅らせ、熱交換器の蒸気凝縮
性能劣化の割合を低くすることにより、従来のものより
も長期にわたって冷却性能の落ちない格納容器冷却系を
提供することにある。

【００２０】

【課題を解決するための手段】本発明は、原子炉格納容
器内に原子炉圧力容器が設置され、この原子炉圧力容器
を取り囲むようにしてサプレッションプール、サプレッ
ションチェンバ、重力落下式冷却系プールが配設され、
前記原子炉圧力容器近傍にドライウェルが形成され、前
記原子炉格納容器の上部に静的格納容器冷却系プールが
設置され、この静的格納容器冷却系プール内に熱交換器
が浸漬され、この熱交換器には前記ドライウェルに開口
する蒸気管と，前記原子炉圧力容器に接続した主蒸気管
に連通する蒸気管と，前記重力落下式冷却系プールおよ
び前記原子炉圧力容器に連通する凝縮水配管と，前記サ
プレッションプールに連通するガスベント管が接続さ
れ、前記重力落下式冷却系プールと前記原子炉圧力容器
とを逆止弁を介してドレン管により連結してなる原子炉
格納容器冷却系において、前記サプレッションプールお
よびサプレッションチェンバ内面を熱容量の大きい材料
で覆うか、または前記サプレッションプールおよびサプ
レッションチェンバ内に前記材料を設置してなることを
特徴とする。

【００２１】

【作用】このように構成された原子炉格納容器冷却系に
おいては、冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）時に、特にサプ
レッションチェンバの圧力上昇を抑え、ドライウェルと
の圧力差がサプレッションプールでの原子炉格納容器冷
却系のガスベント管の水頭よりも大きい時間が延び、ガ
スベント管がサプレッションプールで水封され徐々に不
凝縮性ガスが溜まることによる格納容器冷却系の蒸気凝
縮性能の劣化が始まる時刻が遅くなる。その結果、原子
炉格納容器冷却系の性能が、従来のものよりも長く保持
されるので、原子炉の安全性がより高まる。

【００２２】

【実施例】本発明に係る原子炉格納容器冷却系の第１の
実施例について図１を参照しながら説明する。本発明の
実施例を図面を参照して説明する。なお、図中図７と同
一部分については、同一符号を付して重複する部分の説
明は省略する。

【００２３】図１は本発明に係る第１から第６の実施例
を説明するために統一して使用される。図１に示すよう
に、ＳＰ４とＳＣ５の内面は大熱容量材21で覆ってい
る。大熱容量材21は、蓄熱式熱交換器で用いられている
材料で、セラミックスやレンガなどで熱容量の大きい断
熱材である。

【００２４】ＳＰ４とＳＣ５は通常時は温度43℃程度で
あり、ＬＯＣＡ時には 100℃以上の蒸気が流れ込む。従
って、壁温と蒸気の温度差が大きく、また、熱容量が大
きいので、ＳＰ４とＳＣ５の内壁温度の上昇が遅く、長
期にわたり蒸気凝縮が行われてＳＣ５の圧力上昇を防ぐ
ことができる。

【００２５】大熱容量材21は内壁面だけでなく、板状に
してＳＣ５内に複数枚設置することによっても同様の効
果を奏する。ただし、その大熱容量材21による減圧効果
と、それによるＳＣの容積減少による影響を考慮する必
要がある。

【００２６】次に本発明の第２の実施例を図１により説
明する。ＩＣにおいて、その凝縮水配管11ｂならびにガ
スベント管12ｂに設けられている制御弁14，15の開放時
刻を従来のＬＯＣＡ発生後、数秒から数千秒間の時間遅
れから、ＰＣＣＳのガスベント管12ａが十分にＳＰ４で
水封された後、すなわち、原子炉水位低の信号からガス
ベント管12ｂがＳＲ４で水封され始める時刻に相当する
約３〜５万秒以後の時間遅れで開くことに変更する。

【００２７】しかして、ＬＯＣＡ発生直後に、ＩＣ熱交
換器９ｂやＳＰ４で凝縮しきれない蒸気がＳＣ５に流れ
込むことがなくなり、ＳＣ５の圧力も上がらない。ま
た、制御弁14，15が開いた後は、ＩＣは主蒸気管13から
蒸気を吸い込んでいるので、ＰＣＶ１内の不凝縮性ガス
を吸い込むことがほとんどなく、従って、蒸気凝縮性能
を劣化させることなく作動する。

【００２８】次に本発明の第３の実施例を説明する。Ｉ
Ｃにおいて、そのガスベント管12ｂをＳＰ４ではなく、
ＧＤＣＳプール６に接続するものとし、そのＧＤＣＳプ
ール水位が低下した場合でもガスベント管12ｂが水封さ
れた状態が保てるように、その開口部をＧＤＣＳのドレ
ン管17のプール水取水口よりも低い位置に設置し、図１
のようにＵ字管構造とする。たとえば、図２（ａ）に示
すように配管27の低部に水封用容器24を接続する。

【００２９】図２（ａ）では、水封用容器24の上部に取
水口26が開いていて、また、支持金具25により配管27が
その開口部を前記水封用容器24の下部に持つように接続
されている。水封用容器24内は常に水で満たされている
状態となるので、接続された配管27は水封された状態に
保持される。

【００３０】このようにしたＩＣでは、ＬＯＣＡ発生直
後で制御弁14，15が開いた後、ＩＣの熱交換器９ｂで凝
縮しきれない蒸気がＳＣ５に流れ込むことがなくなるの
で、ＳＣ５の圧力も上がらないし、ＧＤＣＳプール水位
も充分にあるので前記の凝縮しきれない蒸気がＧＤＣＳ
プール６で凝縮されることが期待できる。

【００３１】その上、なお凝縮されなかった蒸気はＤＷ
７に戻るので、再び、ＩＣやＰＣＣＳの熱交換器９ａ，
９ｂに吸い込まれ凝縮される。また、ガスベント管12ｂ
はＬＯＣＡ発生直後の期間を除いて水封されているの
で、ＤＷ７からＩＣ熱交換器９ｂへの不凝縮性ガスの逆
流も起こらず、その蒸気凝縮性能が保持される。

【００３２】ＩＣのガスベント管12ｂをＧＤＣＳプール
６に接続する場合、そのガスベント管12ｂが接続するＧ
ＤＣＳプール６をＰＣＣＳの凝縮水配管11ａが接続する
ＧＤＣＳプール６とは独立したプールとし、そのプール
の気相部がＤＷ７とドライウェル破壊防止のために設け
られる通常閉の破壊防止弁23を通じてのみ接続されるも
のとする。

【００３３】すなわち、複数あるＧＤＣＳプール６のう
ちＩＣのガスベント管12ｂが接続されているプールを図
３のように密閉されたタンク型ＧＤＣＳプール30とし、
気相部にはタンク内の圧力がＤＷより設定値以上になっ
た場合開くような破壊防止弁23を設けてＤＷ７と接続す
る。

【００３４】ＩＣのガスベント管12ｂを通じてＧＤＣＳ
プールに放出される不凝縮性ガスが、ＧＤＣＳプール内
に保持されることになり、ＤＷ７に放出されない。従っ
て、ＤＷ７内の不凝縮性ガスの濃度が下がり、ＩＣやＰ
ＣＣＳの熱交換器９ａ，９ｂに吸い込まれる不凝縮性ガ
スが減り凝縮性能の劣化割合が減少する。

【００３５】また、ＩＣのガスベント管12ｂが接続され
ているＧＤＣＳプールの容積や、前記ガスベント管が開
く時刻を調整することで、ＬＯＣＡ後の前記ＧＤＣＳプ
ールの圧力が、ガスベント管12ｂを通じて流れ込む蒸気
により従来のものより高まりＧＤＣＳ注水開始時刻が早
まる。

【００３６】ＧＤＣＳにおいて、そのＧＤＣＳドレン管
17のプール水取水口を図１のようにＵ字管構造とする。
または、図２（ｂ）に示したように配管の取水口に水封
用容器28を接続する。

【００３７】図２（ｂ）においては、水封用容器28は内
側容器28ａと外側容器28ｂとからなる二重構造となって
いて、内側容器28ａの頂部は水封用容器28の外側容器28
ｂに開放され、低部は外側容器28ｂ内の下部に開口部を
持っている。取水配管29は水封用容器28の外側容器28ｂ
の上部と接続されている。

【００３８】取水配管29が接続された位置より下方に水
封用容器28の水位が下がることはないので、ＧＤＣＳド
レン管破断を想定した際もＧＤＣＳプール水取水口が水
封されている状態となり、ＧＤＣＳプール６の水面上に
蒸気よりも密度が大きいため溜まった不凝縮性ガスがＤ
Ｗ７にＧＤＣＳドレン管17を通じて流れ込むことがなく
なり、ＩＣやＰＣＣＳの熱交換器９ａ，９ｂに吸い込ま
れることもなくなる。

【００３９】真空破壊弁20が具備された配管の一方の開
口部をＳＣ５に持ち、もう一方の開口部を鉛直方向下向
きにドライウェル内の低部にある真空破壊弁用プール22
に水没させる。または、図２（ａ）に示すように配管27
の低部に水で満たした水封用容器24を接続する。

【００４０】その浸し度は、真空破壊弁が開くＳＣ５と
ＤＷ７の圧力差にしたがって決定される。その圧力差が
小さいかぎり水封されているので、真空破壊弁を通じて
ＤＷ７からＳＣ５への気体の漏洩がなくなるので、ＤＷ
７とＳＣ５の圧力差が保持される。

【００４１】図４〜６は本発明の効果をＳＢＷＲの主蒸
気管破断によるＬＯＣＡ解析の結果をＬＯＣＡ発生後５
万秒までを示したもので、＃１は、本発明の格納容器冷
却系を使用した場合の一例で、ＩＣの作動開始を５万秒
後とし、漏洩の無い真空破壊弁を用いたもの、＃２はＩ
Ｃの作動開始を５万秒後とし、漏洩のある真空破壊弁を
用いたもの、＃３はＩＣの作動開始を 3,600秒後とし、
漏洩の無い真空破壊弁を用いたものを意味する。

【００４２】図２は、ＰＣＣＳの熱交換器の伝熱管内低
部の不凝縮性ガス濃度変化を示したもので、真空破壊弁
の漏洩を無くし、ＩＣの作動時間を従来のものより遅ら
せることで、不凝縮性ガス濃度が高くなりだす時刻が遅
くなり、また、その上昇が緩やかになるのがわかる。

【００４３】前者は、ＤＷとＳＣの圧力差が、ＳＰによ
るＰＣＣＳのガスベント管の水頭よりも大きい時間、す
なわち前記ガスベント管が水封されずに不凝縮性ガスが
ＳＣに放出される時間が長くなるためである。

【００４４】後者は、前記ガスベント管が水封された後
は、ＤＷ内の不凝縮性ガス濃度が低くなっているので、
熱交換器内に吸い込まれる不凝縮性ガスの量が低くなる
ためである。

【００４５】図５はＤＷの圧力変化を、図６はＳＣの圧
力変化を示しているが、本発明により図４に示したよう
にＰＣＣＳの熱交換器内の不凝縮性ガス濃度が低い時間
が延び、蒸気凝縮性能が劣化し難くなるので、ＤＷもＳ
Ｃも圧力を従来のものより低く抑えることができる。

【００４６】なお、本発明の実施態様を説明すれば次の
とおりである。 (1) 原子炉格納容器の内部、特にサプレッションチェン
バとサプレッションプールの内壁に蓄熱式熱交換器で用
いられているような熱容量の大きい大熱容量材で覆うこ
と、または大熱容量板をサプレッションチェンバとサプ
レッションプール内に複数枚設置すること。

【００４７】(2) 原子炉格納容器冷却系において、その
凝縮水配管ならびにガスベント管に設けられている制御
弁の開放時刻を冷却材喪失事故時は、原子炉水位低の信
号から前記ガスベント管がサプレッションで水封され始
める時刻に相当する約３〜５万秒後以降に変更するこ
と。

【００４８】(3) 原子炉格納容器冷却系において、その
ガスベント管をサプレッションプールではなく、重力落
下式冷却系プールに接続するものとし、その重力落下式
冷却系プール水位が低下した場合でも、前記ガスベント
管が水封された状態が保てる構造とすること。

【００４９】(4) 上記 (3)項において、ガスベント管が
接続する重力落下式冷却系プールを静的格納容器冷却系
の凝縮水配管が接続する重力落下式冷却系プールとは独
立したプールとし、そのプールの気相部がドライウェル
とドライウェル破壊防止のために設けられる通常閉の破
壊防止弁を通じてのみ接続されること。

【００５０】(5) 原子炉の重力落下式冷却系において、
そのプール水位が低下した場合でも、そのドレン管のプ
ール水取水口が水封された状態が保てること。

【００５１】(6) 真空破壊弁が具備された配管の一方の
開口部をサプレッションチェンバに持ち、もう一方の開
口部を鉛直方向下向きにドライウェル内にある真空破壊
弁用プールに水没させること。

【００５２】

【発明の効果】本発明によれば、ドライウェルとサプレ
ッションチェンバとの圧力差が、サプレッションプール
での原子炉格納容器冷却系のガスベント管の水頭よりも
大きい時間が延び、ガスベント管がサプレッションプー
ルで水封され徐々に不凝縮性ガスが溜まり始める時刻が
遅くなり、原子炉格納容器冷却系の蒸気凝縮性能が劣化
する時刻も遅くなる。

【００５３】また、サプレッションチェンバにガスベン
ト管を通じて移行する不凝縮性ガスの量が多くなり、格
納容器冷却系の性能劣化の割合が減少する。その結果、
格納容器冷却系の性能が長い時間保持されるので、原子
炉の安全性がより高まる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る原子炉格納容器冷却系の一実施例
を概略的に示す縦断面図。

【図２】（ａ）は図１における原子炉格納容器冷却系に
使用される水封部の一例を示す斜視図、（ｂ）は同じく
水封部の他の例を示す斜視図。

【図３】本発明に係る原子炉格納容器冷却系に係るガス
ベント管が接続された重力落下式冷却系プールを示す概
略的断面図。

【図４】図１において、ＬＯＣＡ発生後の原子炉格納容
器冷却系熱交換器の伝熱管内低部の不凝縮性ガス濃度変
化を示す特性図。

【図５】図４と同様に、ＬＯＣＡ発生後のドライウェル
の圧力変化を示す特性図。

【図６】図４と同様に、ＬＯＣＡ発生後のサプレッショ
ンチェンバの圧力変化を示す特性図。

【図７】従来の原子炉格納容器冷却系を示す縦断面図。

【符号の説明】１…原子炉格納容器、２…炉心、３…原子炉圧力容器、
４…サプレッションプール、５…サプレッションチェン
バ、６…重力落下式冷却系プール、７…ドライウェル、
８…静的格納容器冷却系プール、９ａ，９ｂ…熱交換
器、10ａ，10ｂ…蒸気管、11ａ，11ｂ…凝縮水配管、12
ａ，12ｂ…ガスベント管、13…主蒸気管、14…凝縮水配
管制御弁、15…ガスベント管制御弁、16…減圧弁、17…
ＧＤＣＳドレン管、18…重力落下式冷却系リターン配管
逆止弁、19…ガスベント管、20…真空破壊弁、21…大熱
容量材、22…真空破壊弁用プール、23…破壊防止弁、24
…水封用容器、25…支持金具、26…取水口、27…配管、
28…水封用容器、29…取水配管、30…タンク型重力落下
式冷却系プール。

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】原子炉格納容器内に原子炉圧力容器が設
置され、この原子炉圧力容器を取り囲むようにしてサプ
レッションプール、サプレッションチェンバ、重力落下
式冷却系プールが配設され、前記原子炉圧力容器近傍に
ドライウェルが形成され、前記原子炉格納容器の上部に
静的格納容器冷却系プールが設置され、この静的格納容
器冷却系プール内に熱交換器が浸漬され、この熱交換器
には前記ドライウェルに開口する蒸気管と，前記原子炉
圧力容器に接続した主蒸気管に連通する蒸気管と，前記
重力落下式冷却系プールおよび前記原子炉圧力容器に連
通する凝縮水配管と，前記サプレッションプールに連通
するガスベント管が接続され、前記重力落下式冷却系プ
ールと前記原子炉圧力容器とを逆止弁を介してドレン管
により連結してなる原子炉格納容器冷却系において、前
記サプレッションプールおよびサプレッションチェンバ
内面を熱容量の大きい材料で覆うか、または前記サプレ
ッションプールおよびサプレッションチェンバ内に前記
材料を設置してなることを特徴とする原子炉格納容器冷
却系。
【請求項２】前記熱容量の大きい材料は蓄熱式熱交換
器で使用される材料で、セラミックスまたはレンガから
なることを特徴とする請求項１記載の原子炉圧力容器冷
却系。
【請求項３】前記サプレッションプールに連通するガ
スベント管を前記重力落下式冷却系プールに接続してな
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
系。
【請求項４】前記ガスベント管が接続した前記重力落
下式冷却系プールの気相部は前記ドライウェルと通常時
閉の破壊防止弁を通じてのみ接続してなることを特徴と
する請求項１記載の原子炉格納容器冷却系。
【請求項５】前記重力落下式冷却系プール内に没入し
たドレン管のプール水取水口には水封部を有することを
特徴とする請求項１記載の原子炉格納容器冷却系。
【請求項６】前記サプレッションプールおよび前記重
力落下式冷却系プールに隣接して真空破壊弁用プールを
設け、この真空破壊弁用プールと前記サプレッションチ
ェンバとの間を連通し真空破壊弁を設けてなることを特
徴とする請求項１記載の原子炉格納容器冷却系。