JPH08248166A - 原子炉格納容器冷却設備 - Google Patents

原子炉格納容器冷却設備

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JPH08248166A
JPH08248166A JP7052163A JP5216395A JPH08248166A JP H08248166 A JPH08248166 A JP H08248166A JP 7052163 A JP7052163 A JP 7052163A JP 5216395 A JP5216395 A JP 5216395A JP H08248166 A JPH08248166 A JP H08248166A
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JP
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cooling
containment vessel
reactor containment
water
cooling water
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Application number
JP7052163A
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English (en)
Inventor
Takashi Sato
崇 佐藤
Masahiko Tsuda
昌彦 津田
Akira Tanabe
章 田辺
Wataru Mizumachi
渉 水町
Takeo Shimizu
建男 清水
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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    • 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】耐震設計・配置設計に対する影響や機器配置に
対する制約条件を緩和する。 【構成】原子炉格納容器２の上端面を貫通してドライウ
ェル４と連通する凝縮水戻り配管６および蒸気吸込配管
９を接続する。蒸気吸込配管９は隔離弁10ａを介して冷
却タンク12内の復水器13の上端に接続し、凝縮水戻り配
管６は隔離弁10ｂを介して復水器13の下端に接続してい
る。復水器12は水源16に冷却水供給配管17により接続し
ている。冷却水供給配管17には非常用交流電流に依存し
ない注水ポンプとバルブ19が接続している。冷却タンク
12には大気放出管15が接続している。これにより冷却タ
ンク12を小型化でき、配置に対する制約条件を緩和でき
る。

Description

【発明の詳細な説明】
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、原子炉格納容器冷却材
喪失事故時または苛酷事故時に原子炉格納容器を冷却す
る原子炉格納容器冷却設備に関する。
【０００２】
【従来の技術】一般に、原子炉格納容器は原子炉圧力容
器を格納し、万一原子炉圧力容器に接続される配管等が
破断するような事象あるいは原子炉の溶融が起こるよう
な事象には、放射性物質を封じ込める原子炉施設の保安
上重要な工学的安全施設である。従って、上述した原子
炉冷却材事故（以下ＬＯＣＡと記す）や苛酷事故（以下
ＳＡと記す）時に、原子炉圧力容器から原子炉格納容器
内に高温の冷却材が流失した場合には、原子炉圧力容器
のみならず原子炉格納容器自体も冷却する必要がある。
【０００３】静的安全系を有しているプラントにおいて
は運転員の操作不要時間を考慮して３日間分の冷却水
を、動的安全系を有しているプラントにおいてもバック
アップとして１日間分の冷却水を冷却タンクあるいは槽
（以下冷却タンクと記す）に有している冷却装置が設置
されている。
【０００４】つぎに図10を参照して、格納容器冷却設備
の従来例について静的安全系として原子炉格納容器冷却
設備を有しているプラントを例に説明する。図10におい
て、原子炉圧力容器１が設置された原子炉格納容器２の
天井部を貫通して蒸気吸込配管９が設けられ、この蒸気
吸込配管９の他端は隔離弁10ａを介して復水器13の上端
に接続されている。この復水器13は、原子炉格納容器２
の外部に設置され、冷却水11を貯留する冷却タンク12内
に収容されている。この冷却タンク12の天井部を貫通し
て大気放出配管15が配設され、この大気放出配管15の他
端はバルブ14を介して大気開放されている。
【０００５】また、復水器13は隔離弁10ｃを介してサプ
レッションプール３に接続される非凝縮性ガス排出配管
８及び隔離弁10ｂを介して重力落下非常用炉心冷却系プ
ール５に他端が開放される凝縮水戻り配管６を有してい
る。この重力落下非常用炉心冷却系プール５の下部に
は、他端が原子炉圧力容器１に接続する凝縮水注水配管
７を有している。
【０００６】このように構成される従来の原子炉格納容
器冷却装置において、ＬＯＣＡ時またはＳＡ時には原子
炉圧力容器１から高温・高圧の冷却材が原子炉格納容器
２内に流出する。この冷却材は、ドライウェル４が原子
炉圧力容器１内に比べて大幅に圧力が低いことから減圧
沸騰し、ドライウェル４は蒸気で充満する。発生した蒸
気は原子炉格納容器２天井部に配設された蒸気吸込配管
９によって、隔離弁10ａを介して復水器13に導かれる。
【０００７】この復水器13において、導かれた蒸気は冷
却タンク12内に貯留された冷却水11によって、除熱され
凝縮水となって凝縮水戻り配管６を介して重力落下非常
用炉心冷却系プール５に導かれる。この重力落下非常用
炉心冷却系プール５内に導かれた凝縮水は、さらに凝縮
水注水配管７を介して再び原子炉圧力容器１内に注入さ
れる。
【０００８】また、復水器１３内に導かれた蒸気の除熱
に供する冷却タンク12内の冷却水は、熱交換によって蒸
気となり、放射性物質が含まれないことを放射線検出器
（図示せず）によって確認した後、大気放出配管15から
大気中に放出される。
【０００９】一方、原子炉圧力容器１からは冷却材だけ
でなく、核反応によって発生した非凝縮性の気体が放出
される。この非凝縮性ガスは蒸気と同様に蒸気吸込配管
９から復水器13内へ導かれ、隔離弁10ｃを介して非凝縮
性ガス排出配管８によってサプレッションプール３へ排
出される。
【００１０】
【発明が解決しようとする課題】このように構成される
従来の原子炉格納容器冷却設備にあっては、冷却水量が
１日〜３日分も確保されており、その間は何ら動力に頼
ることなく、蒸気の浮力と冷却水の重力によって自然に
原子炉格納容器の冷却が行われ、極めて高信頼度で安全
性が維持可能であるという長所を有していた。
【００１１】しかし、このような静的な原子炉格納容器
冷却設備を我が国ですでに実用されている出力 100万KW
e 以上の大型プラントで採用した場合には、１日から３
日間の冷却水を常時確保するためには、極めて大型の冷
却タンク12が必要となり、耐震上、配置上、コスト上か
らもかなり大きな影響を与えるという課題がある。
【００１２】このため、従来の大型炉では、原子炉格納
容器冷却設備としては動的システムと非常用ディーゼル
発電設備（図示せず）に頼ったものが設置されており、
これらの動的システムが多重故障を引き起こすことは非
常にまれではあるが、万一苛酷事故に到った場合には、
原子炉格納容器の冷却が困難となり、ある一定量の放射
性物質を原子炉格納容器ベントシステムにより環境に放
出するという課題がある。
【００１３】従来の原子炉格納容器冷却設備において
は、冷却タンクには３日間分あるいは１日間分の冷却水
を保有しているため、冷却タンクが大型となり、耐震設
計・配置設計に対する影響が大きく建屋が大きくなった
り機器配置に対する制約を与える課題がある。
【００１４】本発明は上記課題を解決するためにされた
もので、その目的は復水器を冷却する冷却タンク内の水
量を内外水源に依存することにより削減し、耐震設計・
配置設計に対する影響や機器配置に対する制約条件を緩
和することである。
【００１５】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、本発明の原子炉格納容器冷却設備は請求項１の発明
では、ＳＡ対策設備として復水器を収容する冷却水の保
有水量を例えば８時間分とし、例えばろ過水タンクある
いは復水貯蔵槽といった内外部水源から非常用交流電源
設備に依存しない注水ポンプを用いて冷却水を供給する
ものである。
【００１６】請求項２記載の発明においては、前記水源
からディーゼル駆動の消火系ポンプを用いるものであ
る。請求項３記載の発明においては、請求項１で示した
水源からの冷却水供給設備を電動消火系ポンプ、電動の
補給水ポンプまたはサプレッションプール浄化系ポンプ
とその電源設備として汎用ディーゼル発電設備を用いる
ものである。
【００１７】請求項４記載の発明においては、前記水源
から冷却タンクに冷却水を供給するするために水源を冷
却タンクより高い位置に設置したり、原子炉建屋を地下
に設置している場合に地上に設置することにより重力に
より冷却水を冷却タンクに供給するものである。
【００１８】請求項５記載の発明においては、ＬＯＣＡ
時の対応できる設備として請求項１で示した水源からの
冷却水供給設備を安全系グレードの電動ポンプと、この
電動ポンプの電源設備として安全系グレードの小型ディ
ーゼル発電設備とからなるものである。
【００１９】請求項６記載の発明においては、請求項６
で示した水源からの冷却水供給設備を安全系グレードの
ディーゼル駆動ポンプとしたものである。請求項７記載
の発明においては、請求項１から３あるいは４で示した
冷却タンクを屋外に設置したものである。
【００２０】
【作用】請求項１の発明では、運転員の操作または信号
により非常用交流電源設備に依存しない注水ポンプを起
動させ、水源から冷却タンクに冷却水を供給する。請求
項２の発明では、運転員の操作あるいは、信号によりデ
ィーゼル駆動の消火系ポンプを起動させ、水源から冷却
タンクに冷却水を供給する。
【００２１】請求項３記載の発明では、運転員の操作ま
たは信号により電動消火系ポンプ、電動の補給水ポンプ
またはサプレッションプール浄化系ポンプとその電源設
備として汎用ディーゼル発電設備を起動させ、水源から
冷却タンクに冷却水を供給する。
【００２２】請求項４記載の発明においては、運転員の
操作または信号により弁の開閉のみにより重力により冷
却水を冷却タンクに供給する。請求項５記載の発明にお
いては、非常用信号または運転員の操作により安全系と
しての電動ポンブとその電源設備として安全系としての
小型ディーゼル発電設備により冷却タンクに冷却水を供
給する。
【００２３】請求項６記載の発明においては、非常用信
号または運転員の操作により安全系としてのデイーゼル
駆動ポンプにより冷却タンクに冷却水を供給する。請求
項７記載の発明においては、請求項１あるいは５で示し
た冷却タンクを屋外に設置したものである。
【００２４】
【実施例】本発明に係る原子炉格納容器冷却設備の図１
に基づいて説明する。図１において図10の従来例と同一
部分に付いては同一符号を付し、その構成については省
略する。
【００２５】図１に示すように、復水器13は冷却タンク
12内に収容されている。この冷却タンク12には例えば約
８時間分程度の冷却水のみを貯蔵している。この冷却タ
ンク12に水源16を接続するか、この水源16から冷却タン
ク12へ冷却水を供給するために、注水ポンプ18と弁19を
接続した冷却水供給配管17が冷却タンク12と水源16との
間に設けられている。注水ポンプ18と弁19などの機器は
運転員の操作または信号により動作する。
【００２６】次に本実施例の作用について説明する。当
該原子炉において設計基準事故としての冷却材喪失事故
及び苛酷事故が発生すると、冷却材あるいは炉心溶融物
が原子炉格納容器２内に放出され、大量の蒸気が発生す
る。この蒸気はその浮力により復水器13に導かれ、冷却
タンク12の冷却水により凝縮され、凝縮水が原子炉核の
容器２内のドライウェル４に戻される。これにより、原
子炉格納容器２は冷却される。事故発生後、例えば８時
間経過すると冷却タンク12内の保有水が枯渇するので、
水源16から注水ポンプ18により補給を行う。
【００２７】このように構成された本発明による第１の
実施例によれば、冷却タンク12を小型化できるととも
に、原子炉格納容器２を長期にわたって冷却できるた
め、原子力プラントの安全性が向上する。従って、苛酷
事故時に格納容器ベントシステムにより、放射性物質を
環境に放出しないで済むという効果が得られる。
【００２８】つぎに本発明に係る原子炉格納容器冷却設
備の第２の実施例について、図２を用いて説明する。図
１に示したと同様に復水器13は冷却タンク12内に収容さ
れている。冷却タンク12に、水源16から冷却水を供給す
るために、ディーゼル駆動の消火ポンプ20と弁19を連絡
する冷却水供給配管17から構成される。これらの機器は
運転員の操作または信号により作動する。
【００２９】つぎに本実施例の作用について説明する。
第１の実施例と同様に設計基準事故および苛酷事故時
に、冷却水タンク内の冷却水が枯渇した際にディーゼル
駆動の消火ポンプ20を用いて補給を行う。このように構
成された本発明による第２の実施例により、第１の実施
例と同様の効果を得ることができる。
【００３０】つぎに本発明に係る原子炉格納容器冷却設
備の第３の実施例について、図３を用いて説明する。図
１に示したと同様に復水器13は冷却タンク12内に収容さ
れている。冷却タンク12に、水源16から冷却水を供給す
るするために、汎用ディーゼル発電設備22、それから給
電されることにより動作する電動の消火ポンプ21と弁19
を連絡する冷却水供給配管17から構成される。これらの
機器は運転員の操作または信号により作動する。
【００３１】つぎに本実施例の作用について説明する。
第１の実施例と同様に設計基準事故及び苛酷事故時に、
冷却タンク内の冷却水が枯渇した際に汎用ディーゼル発
電設備22、それから給電されることにより動作する電動
の消火ポンプ21を用いて補給を行う。このように構成さ
れた本発明による第３の実施例により、第１の実施例と
同様の効果を得ることができ、また、既存の設備である
電動消火ポンプ21を用いることにより機器の削減が図れ
る。
【００３２】つぎに本発明に係る原子炉格納容器冷却設
備の第４の実施例について、図４を用いて説明する。図
１に示したと同様に復水器13は冷却タンク12内に収容さ
れている。冷却タンク12に、水源16から冷却水を供給す
るするために、汎用ディーゼル発電設備22、それから給
電されることにより動作する電動の補給水ポンプ23と弁
19を連絡する冷却水供給配管17から構成されている。こ
れらの機器は運転員の操作または信号により作動する。
【００３３】つぎに本実施例の作用について説明する。
第１の実施例と同様に設計基準事故及び苛酷事故時に、
冷却タンク内の冷却水が枯渇した際に汎用ディーゼル発
電設備22、それから給電されることにより動作する電動
の補給水ポンプ23を用いて補給を行う。このように構成
された本発明による第４の実施例により、第１の実施例
と同様の効果を得ることができ、また、既存の設備であ
る電動消火ポンプ21を用いることにより機器の削減が図
れる。
【００３４】つぎに本発明に係る原子炉格納容器冷却設
備の第５の実施例について、図５を用いて説明する。図
１に示したと同様に復水器13は冷却タンク12内に収容さ
れている。冷却タンク12に、水源16から冷却水を供給す
るするために、汎用ディーゼル発電設備22と、この発電
設備22から給電されることにより動作する電動のサプレ
ッションプール浄化ポンプ24と弁19を連絡する冷却水供
給配管17とから構成される。これらの機器は運転員の操
作または信号により作動する。
【００３５】つぎに本実施例の作用について説明する。
第１の実施例と同様に設計基準事故及び苛酷事故時に、
冷却タンク内の冷却水が枯渇した際に汎用ディーゼル発
電設備22、それから給電されることにより動作する電動
のサプレッションプール浄化ポンプ24を用いて補給を行
う。
【００３６】このように構成された本発明による第５の
実施例によれば、第１の実施例と同様の効果を得ること
ができ、また、既存の設備である電動消火ポンプ21を用
いることにより機器の削減が図れる。
【００３７】つぎに図６により本発明に係る原子炉格納
容器冷却設備の第６の実施例について、地上26に水源16
を設置し、地下に原子炉建屋25が設置されている例につ
いて説明する。原子炉建屋25内に冷却タンク12を設け、
復水器13は冷却タンク12内に収容されている。冷却タン
ク12と、水源16との間に重力により冷却水を供給するた
めに、弁19を連絡する冷却水供給配管17が接続してい
る。本実施例は運転員の操作または信号による弁開閉操
作のみにより作動する。
【００３８】つぎに本実施例の作用について説明する。
第１の実施例と同様に設計基準事故および苛酷事故時
に、冷却タンク12内の冷却水が枯渇した際に動的機器を
使用せずに地上26の水源16から動力により冷却水供給配
管17を通して冷却タンク12に冷却水の補給を行う。この
ように構成された本発明による第６の実施例によれば、
第１の実施例と同様の効果を得ることができ、さらに機
器を削減できる効果がある。
【００３９】つぎに本発明に係る原子炉格納容器冷却設
備の第７の実施例について、図７を用いて説明する。図
１に示したと同様に復水器13は冷却タンク12内に収容さ
れている。冷却タンク12に、水源16から冷却水を供給す
るために、安全系としてのディーゼル発電設備28、それ
から給電されることにより動作する安全系としての電動
のポンプ27と弁19を連絡する冷却水供給配管17から構成
される。これらの機器は運転員の操作または信号により
作動する。
【００４０】つぎに本実施例の作用について説明する。
第１の実施例と同様に設計基準事故および苛酷事故時
に、冷却水タンク内の冷却水が枯渇した際に安全系とし
てのディーゼル発電設備28、それから給電されることに
より動作する安全系としての電動のポンプ27から補給を
行う。
【００４１】このように構成された本発明による第７の
実施例によれば、第１の実施例と同様の効果を得ること
ができる。さらに安全系としてのディーゼル発電設備28
および電動のポンプ27を使用することにより信頼性を向
上することができる。
【００４２】つぎに本発明に係る原子炉格納容器冷却設
備の第８の実施例について、図８を用いて説明する、図
１に示したと同様に復水器13は冷却タンク12内に収容さ
れている。冷却タンク12に、水源16から冷却水を供給す
るために、安全系としてのディーゼル駆動のポンプ29と
弁19を連結する冷却水供給配管17から構成される。これ
らの機器は運転員の操作または信号により作動する。
【００４３】つぎに本実施例の作用について説明する。
第１の実施例と同様に設計基準事故および苛酷事故時
に、冷却水タンク内の冷却水が枯渇した際に安全系とし
てのディーゼル発電設備23、それから給電されることに
より動作する安全系としてのディーゼル駆動のポンプ29
から、補給を行う。このように構成された本発明による
第８の実施例によれば、第１の実施例と同様の効果を得
ることができる。さらに安全系としてのディーゼル駆動
のポンプ29を使用することにより信頼性を向上すること
ができる。
【００４４】つぎに本発明に係る原子炉格納容器冷却設
備の第９の実施例について、図９を用いて説明する。図
１に示したと同様に復水器13は冷却タンク12内に収容さ
れている。この冷却タンク12を屋外例えば原子炉建屋25
の屋上に設置したものである。原子炉建屋25内には図示
してないが図６と同様に原子炉格納容器２や原子炉圧力
容器１などが設けられている。
【００４５】つぎに本実施例の作用について説明する。
第１の実施例と同様に設計基準事故および苛酷事故時
に、屋外例えば原子炉建屋25の屋上に設置した冷却タン
ク12に冷却水を供給する。このように構成された本発明
による第９の実施例によれば、第１の実施例と同様の効
果を得ることができ、さらに冷却水タンク12を屋外に設
置したことにより配置スペースを活用することができ
る。
【００４６】
【発明の効果】本発明によれば、原子炉建屋を縮小化で
き、機器の配置スペースも現実的な大きさとなり、出力
100万KWe 以上の大型炉においても静的な格納容器冷却
手段を供給可能となり、大型炉の設計基準事故時や苛酷
事故時における信頼性を大幅に向上することが可能とな
る効果が得られる。
【００４７】また、苛酷事故においては、従来は格納容
器ベントシステムにより一定量の放射能を環境に放出す
ることが場合により必要となったが、本発明の原子炉格
納容器冷却設備によって苛酷事故時にも環境への放射能
放出を事実上ほとんど無くすことができるいう効果が得
られる。
【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設備の第１の
実施例を示す概略縦断面図。
【図２】本発明に係る原子炉格納容器冷却設備の第２の
実施例を示す概略縦断面図。
【図３】本発明に係る原子炉格納容器冷却設備の第３の
実施例を示す概略縦断面図。
【図４】本発明に係る原子炉格納容器冷却設備の第４の
実施例を示す概略縦断面図。
【図５】本発明に係る原子炉格納容器冷却設備の第５の
実施例を示す概略縦断面図。
【図６】本発明に係る原子炉格納容器冷却設備の第６の
実施例を示す概略縦断面図。
【図７】本発明に係る原子炉格納容器冷却設備の第７の
実施例を示す概略縦断面図。
【図８】本発明に係る原子炉格納容器冷却設備の第８の
実施例を示す概略縦断面図。
【図９】本発明に係る原子炉格納容器冷却設備の第９の
実施例を示す概略縦断面図。
【図１０】従来の原子炉格納容器冷却設備を示す概略縦
断面図。
【符号の説明】
１…原子炉圧力容器、２…原子炉格納容器、３…サプレ
ッションプール、４…ドライウェル、５…重力落下非常
用炉心冷却系プール、６…凝縮水戻り配管、７…凝縮注
入配管、８…非凝縮性ガス排出配管、９…蒸気吸込配
管、10ａ，10ｂ，10ｃ…隔離弁、11…冷却水、12…冷却
タンク、13…復水器、14…バルブ、15…大気放出管、16
…水源、17…冷却水供給配管、18…非常用交流電源設備
に依存しない注水ポンプ、19…弁、20…ディーゼル駆動
消火ポンプ、21…電動消火系ポンプ、22…汎用ディーゼ
ル発電設備、23…電動補給水系ポンプ、24…電動サプレ
ッションプール浄化系ポンプ、25…原子炉建屋、26…地
上、27…安全系としての電動ポンプ、28…安全系として
のディーゼル発電設備、29…安全系としてのディーゼル
駆動消火ポンプ。
フロントページの続き (72)発明者 水町 渉 神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地 株 式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者 清水 建男 神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地 株 式会社東芝横浜事業所内

Claims (7)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】 原子炉格納容器内の蒸気を冷却して凝縮
    水にする非常用復水器と、この非常用復水器を収納しか
    つ冷却水を保有する冷却タンクを有する原子炉格納容器
    冷却装置において、前記冷却タンクに冷却水供給配管を
    介して水源を接続し、前記冷却水供給配管に非常用交流
    電源設備に依存しない注水ポンプを接続してなることを
    特徴とする原子炉格納容器冷却設備。
  2. 【請求項２】 前記冷却水供給配管にディーゼル駆動ポ
    ンプを接続してなることを特徴とする請求項１記載の原
    子炉格納容器冷却設備。
  3. 【請求項３】 前記冷却水供給配管に電動ポンプを接続
    し、この電動ポンプに汎用ディーゼル発電設備を接続し
    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
    冷却設備。
  4. 【請求項４】 前記水源を前記冷却タンクよりも高い位
    置に設置してなることを特徴とする請求項１記載の原子
    炉格納容器冷却設備。
  5. 【請求項５】 前記冷却水供給配管に安全系としての電
    動ポンプを接続し、この電動ポンプに水源から冷却タン
    クに冷却水を補給するために安全系としての小型ディー
    ゼル発電設備を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設備。
  6. 【請求項６】 前記冷却水供給配管に安全系としてのデ
    ィーゼル駆動のポンプを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設備。
  7. 【請求項７】 前記冷却タンクを屋外建屋の屋上に設置
    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
    器冷却設備。
JP7052163A 1995-03-13 1995-03-13 原子炉格納容器冷却設備 Pending JPH08248166A (ja)

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JP7052163A JPH08248166A (ja) 1995-03-13 1995-03-13 原子炉格納容器冷却設備

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JP7052163A JPH08248166A (ja) 1995-03-13 1995-03-13 原子炉格納容器冷却設備

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH08248166A true JPH08248166A (ja) 1996-09-27

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