JPH0843574A - 原子炉格納容器ベント系制御方法及びその装置 - Google Patents
原子炉格納容器ベント系制御方法及びその装置Info
- Publication number
- JPH0843574A JPH0843574A JP6178328A JP17832894A JPH0843574A JP H0843574 A JPH0843574 A JP H0843574A JP 6178328 A JP6178328 A JP 6178328A JP 17832894 A JP17832894 A JP 17832894A JP H0843574 A JPH0843574 A JP H0843574A
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- JP
- Japan
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- reactor containment
- containment vessel
- pressure
- detector
- valve
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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
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】 原子炉の苛酷事故時における蒸気凝縮に伴う
水素爆発の危険を確実に回避する。 【構成】 原子炉格納容器内部と原子炉格納容器外部と
を連通する配管の途中に設けた該配管の開閉弁4を、原
子炉格納容器内部圧力Ｐ1と原子炉格納容器外部圧力Ｐ0
との差圧が許容圧力Ｐkより高くなったとき開放して原
子炉格納容器内部圧力を減少させる原子炉格納容器ベン
ト系制御において、開閉弁４の解放時に、原子炉格納容
器内部の温度検出値から求めた飽和蒸気圧Ｐ2と、原子
炉格納容器内部圧力Ｐ1とから蒸気凝縮が発生したか否
かを知り、蒸気凝縮が発生し且つそのとき原子炉格納容
器内部の非凝縮性ガス濃度１４が可燃域に入った場合に
は開閉弁４を閉弁して外部空気（酸素）が内部にインリ
ークするのを防止する。これにより、水素爆発が回避さ
れる。
水素爆発の危険を確実に回避する。 【構成】 原子炉格納容器内部と原子炉格納容器外部と
を連通する配管の途中に設けた該配管の開閉弁4を、原
子炉格納容器内部圧力Ｐ1と原子炉格納容器外部圧力Ｐ0
との差圧が許容圧力Ｐkより高くなったとき開放して原
子炉格納容器内部圧力を減少させる原子炉格納容器ベン
ト系制御において、開閉弁４の解放時に、原子炉格納容
器内部の温度検出値から求めた飽和蒸気圧Ｐ2と、原子
炉格納容器内部圧力Ｐ1とから蒸気凝縮が発生したか否
かを知り、蒸気凝縮が発生し且つそのとき原子炉格納容
器内部の非凝縮性ガス濃度１４が可燃域に入った場合に
は開閉弁４を閉弁して外部空気（酸素）が内部にインリ
ークするのを防止する。これにより、水素爆発が回避さ
れる。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は苛酷事故発生時における
原子炉格納容器の安全性を確保する原子炉格納容器ベン
ト系制御方法及びその装置に係り、特に、ベント系をよ
り健全に働かせ安全性を更に高めるのに好適なベント系
制御方法及びその装置に関する。
原子炉格納容器の安全性を確保する原子炉格納容器ベン
ト系制御方法及びその装置に係り、特に、ベント系をよ
り健全に働かせ安全性を更に高めるのに好適なベント系
制御方法及びその装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】原子力発電プラントは苛酷事故が発生し
たとき、その原子炉格納容器内の圧力と外気との間で圧
力差が発生する虞がある。そこで従来は、特開平５−３
４４８３号公報に記載の様に、原子炉格納容器に設けた
ベント系の開閉弁を、原子炉格納容器内に設置された圧
力検出器の検出値に応じて開閉し、原子炉圧力容器内の
圧力を制御することで、格納容器の内圧が上昇しすぎて
破損されることを防止している。
たとき、その原子炉格納容器内の圧力と外気との間で圧
力差が発生する虞がある。そこで従来は、特開平５−３
４４８３号公報に記載の様に、原子炉格納容器に設けた
ベント系の開閉弁を、原子炉格納容器内に設置された圧
力検出器の検出値に応じて開閉し、原子炉圧力容器内の
圧力を制御することで、格納容器の内圧が上昇しすぎて
破損されることを防止している。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】苛酷事故発生時には、
水−ジルコニウム反応や、コンクリート反応などにより
発生すると思われる非凝縮性ガス（Ｈ2，ＣＯ2，ＣＯ
等）によって、原子炉格納容器の内圧が上昇することが
危惧される。しかし、上述した従来技術の様に、単に圧
力検出値のみで制御弁を制御していただけでは、原子炉
格納容器の内圧を大気に開放してその圧力が大気圧に近
くなった時点で、蒸気の凝縮が起きて原子炉格納容器の
内圧が急激に負圧になり、外部の空気が原子炉格納容器
内に侵入して原子炉格納容器内の酸素濃度を上昇させる
虞がある。また、蒸気凝縮により、非凝縮性のガス分圧
が上昇することも考えられる。もし斯かる事態が発生す
ると、原子炉格納容器内が可燃領域に入り、水素爆発の
虞が発生してしまう。
水−ジルコニウム反応や、コンクリート反応などにより
発生すると思われる非凝縮性ガス（Ｈ2，ＣＯ2，ＣＯ
等）によって、原子炉格納容器の内圧が上昇することが
危惧される。しかし、上述した従来技術の様に、単に圧
力検出値のみで制御弁を制御していただけでは、原子炉
格納容器の内圧を大気に開放してその圧力が大気圧に近
くなった時点で、蒸気の凝縮が起きて原子炉格納容器の
内圧が急激に負圧になり、外部の空気が原子炉格納容器
内に侵入して原子炉格納容器内の酸素濃度を上昇させる
虞がある。また、蒸気凝縮により、非凝縮性のガス分圧
が上昇することも考えられる。もし斯かる事態が発生す
ると、原子炉格納容器内が可燃領域に入り、水素爆発の
虞が発生してしまう。
【０００４】日本の原子力発電プラントで重大な事故が
発生したことはないが、常に安全対策を講じておく必要
がある。上述した従来技術は、万が一の苛酷事故が発生
したときの安全対策として開発されたものであるが、近
年の原子力発電プラントに要求される厳しい社会的要求
を鑑みると、更に一層の安全対策，環境対策を施す必要
がある。
発生したことはないが、常に安全対策を講じておく必要
がある。上述した従来技術は、万が一の苛酷事故が発生
したときの安全対策として開発されたものであるが、近
年の原子力発電プラントに要求される厳しい社会的要求
を鑑みると、更に一層の安全対策，環境対策を施す必要
がある。
【０００５】本発明の目的は、苛酷事故発生時において
も原子炉格納容器の内外をつなぐベント系の制御を適切
に行い、より一層の安全性を確保する原子炉格納容器ベ
ント系制御方法及びその装置を提供することにある。
も原子炉格納容器の内外をつなぐベント系の制御を適切
に行い、より一層の安全性を確保する原子炉格納容器ベ
ント系制御方法及びその装置を提供することにある。
【０００６】
【課題を解決するための手段】上記目的は、苛酷事故が
起きた際に、原子炉格納容器内の温度，非凝縮性ガス分
圧，蒸気分圧，非凝縮性ガス濃度を検出し、これらの検
出値に基づいて、原子炉格納容器のベント系を制御する
ことで、達成される。
起きた際に、原子炉格納容器内の温度，非凝縮性ガス分
圧，蒸気分圧，非凝縮性ガス濃度を検出し、これらの検
出値に基づいて、原子炉格納容器のベント系を制御する
ことで、達成される。
【０００７】
【作用】炉心溶融等の苛酷事故が起こったときに原子炉
格納容器の内部に非凝縮性ガス及び蒸気が発生し内圧が
上昇しても、内圧を適切に減少させ、非凝縮性ガス及び
蒸気を原子炉格納容器ベント系を用いて大気に開放す
る。そして、蒸気凝縮がおきて内圧が急激に低下しこれ
に伴い空気（酸素）が格納容器内にインリークすること
で水素爆発が起きる危険域に入る前に、ベント系を閉鎖
するので、水素爆発の危険は回避され、事故時の安全性
が高まる。
格納容器の内部に非凝縮性ガス及び蒸気が発生し内圧が
上昇しても、内圧を適切に減少させ、非凝縮性ガス及び
蒸気を原子炉格納容器ベント系を用いて大気に開放す
る。そして、蒸気凝縮がおきて内圧が急激に低下しこれ
に伴い空気（酸素）が格納容器内にインリークすること
で水素爆発が起きる危険域に入る前に、ベント系を閉鎖
するので、水素爆発の危険は回避され、事故時の安全性
が高まる。
【０００８】
【実施例】以下、本発明の一実施例を図面を参照して説
明する。図１は、本発明の一実施例に係る原子炉格納容
器ベント系制御システムの構成図である。図１におい
て、原子炉格納容器１の内部には、原子炉圧力容器５が
設置されている。もし、炉心溶融等の苛酷事故が発生し
た場合には、炉心１１に事故が発生すると、炉心溶融物
６が原子炉格納容器１内に落下することになる。本実施
例では、斯かる事故時の安全対策を講じるために、原子
炉格納容器１内部に、圧力検出器３の他に、温度検出器
３と、非凝縮性ガスの濃度検出器１４を設置しておく。
また、原子炉格納容器１の外部には、大気圧を検出する
圧力検出器９が設置される。圧力検出器２，９とガス濃
度検出器１４の検出値は接点付き演算手段８に入力さ
れ、温度検出器３の検出値は、変換器７により飽和蒸気
圧力信号に変換されたあとに演算手段８に入力される。
原子炉格納容器１には、容器１内を大気に連通するベン
ト配管１０が接続されており、このベント配管１０の途
中にこの配管１０を開閉する開閉弁４が配設されてい
る。この開閉弁４は、演算手段８の出力によりその開閉
が制御される。
明する。図１は、本発明の一実施例に係る原子炉格納容
器ベント系制御システムの構成図である。図１におい
て、原子炉格納容器１の内部には、原子炉圧力容器５が
設置されている。もし、炉心溶融等の苛酷事故が発生し
た場合には、炉心１１に事故が発生すると、炉心溶融物
６が原子炉格納容器１内に落下することになる。本実施
例では、斯かる事故時の安全対策を講じるために、原子
炉格納容器１内部に、圧力検出器３の他に、温度検出器
３と、非凝縮性ガスの濃度検出器１４を設置しておく。
また、原子炉格納容器１の外部には、大気圧を検出する
圧力検出器９が設置される。圧力検出器２，９とガス濃
度検出器１４の検出値は接点付き演算手段８に入力さ
れ、温度検出器３の検出値は、変換器７により飽和蒸気
圧力信号に変換されたあとに演算手段８に入力される。
原子炉格納容器１には、容器１内を大気に連通するベン
ト配管１０が接続されており、このベント配管１０の途
中にこの配管１０を開閉する開閉弁４が配設されてい
る。この開閉弁４は、演算手段８の出力によりその開閉
が制御される。
【０００９】図２は、図１に示すベント系制御システム
の制御論理構成図である。温度検出器３の検出した格納
容器内温度Ｔは、変換器７により、飽和蒸気圧Ｐ2に変
換される。演算手段８内の演算器８ａは、圧力検出器９
の検出した外気圧Ｐ0と、圧力検出器２の検出した格納
容器内圧力値Ｐ1と、飽和蒸気圧Ｐ2とから、差圧Ｐ1−
Ｐ2及び差圧Ｐ1−Ｐ0とを算出する。演算手段８内の比
較器８ｂは、差圧Ｐ1−Ｐ0と原子炉格納容器最大許容圧
力Ｐkとを比較し、Ｐk＜Ｐ1−Ｐ0のとき即ち内圧が高す
ぎて原子炉格納容器の破損の虞が生じるときは、開閉弁
４を開放する。また、比較器８ｂは、差圧Ｐ1−Ｐ0と飽
和蒸気圧Ｐ2とを比較し、Ｐ1−Ｐ0＜Ｐ2のとき開閉弁４
を閉弁する。
の制御論理構成図である。温度検出器３の検出した格納
容器内温度Ｔは、変換器７により、飽和蒸気圧Ｐ2に変
換される。演算手段８内の演算器８ａは、圧力検出器９
の検出した外気圧Ｐ0と、圧力検出器２の検出した格納
容器内圧力値Ｐ1と、飽和蒸気圧Ｐ2とから、差圧Ｐ1−
Ｐ2及び差圧Ｐ1−Ｐ0とを算出する。演算手段８内の比
較器８ｂは、差圧Ｐ1−Ｐ0と原子炉格納容器最大許容圧
力Ｐkとを比較し、Ｐk＜Ｐ1−Ｐ0のとき即ち内圧が高す
ぎて原子炉格納容器の破損の虞が生じるときは、開閉弁
４を開放する。また、比較器８ｂは、差圧Ｐ1−Ｐ0と飽
和蒸気圧Ｐ2とを比較し、Ｐ1−Ｐ0＜Ｐ2のとき開閉弁４
を閉弁する。
【００１０】以上がベント系制御の基本であるが、この
構成のみでは、蒸気凝縮に伴う水素爆発の虞がある。そ
こで本実施例では、演算手段８内の演算器８ｄが、差圧
Ｐ1−Ｐ2と、ガス濃度検出器１４の検出値とに基づき、
開閉弁４を制御する。即ち、蒸気凝縮時に差圧Ｐ1−
Ｐ2，ガス濃度検出値からその時の水素濃度，酸素濃度
を算出し、水素濃度が４vol％より大で且つ酸素濃度が
５vol％より大の場合には、比較器８ｂの結果により開
閉弁４が開放されているときであっても、強制的に開閉
弁４を閉弁する。水素濃度，酸素濃度共に水素爆発の危
険の無い濃度のときは、開閉弁４を開放する。尚、比較
器８ｃによる閉弁制御が、濃度による開放制御より優先
される。
構成のみでは、蒸気凝縮に伴う水素爆発の虞がある。そ
こで本実施例では、演算手段８内の演算器８ｄが、差圧
Ｐ1−Ｐ2と、ガス濃度検出器１４の検出値とに基づき、
開閉弁４を制御する。即ち、蒸気凝縮時に差圧Ｐ1−
Ｐ2，ガス濃度検出値からその時の水素濃度，酸素濃度
を算出し、水素濃度が４vol％より大で且つ酸素濃度が
５vol％より大の場合には、比較器８ｂの結果により開
閉弁４が開放されているときであっても、強制的に開閉
弁４を閉弁する。水素濃度，酸素濃度共に水素爆発の危
険の無い濃度のときは、開閉弁４を開放する。尚、比較
器８ｃによる閉弁制御が、濃度による開放制御より優先
される。
【００１１】万一、炉心１１が溶融するような苛酷事故
が発生すると、格納容器下部に炉心溶融物６が生成され
る事もありうる。これに伴い、原子炉格納容器１内の圧
力及び温度が上昇する。そして、ある時間が経ち、原子
炉格納容器１内圧力は最高使用圧力を超えたまま放って
おくと、原子炉格納容器１自体が破損する恐れが生じ
る。
が発生すると、格納容器下部に炉心溶融物６が生成され
る事もありうる。これに伴い、原子炉格納容器１内の圧
力及び温度が上昇する。そして、ある時間が経ち、原子
炉格納容器１内圧力は最高使用圧力を超えたまま放って
おくと、原子炉格納容器１自体が破損する恐れが生じ
る。
【００１２】これを防ぐため、原子炉格納容器ベント系
より原子炉格納容器１内のガスを放出し内部圧力を低下
させる。しかしながら、原子炉格納容器ベント弁４を開
放しつづけている間に、何らかの原因で原子炉格納容器
１内の蒸気が凝縮した場合、原子炉格納容器１内の圧力
は蒸気を除く水素や窒素等の非凝縮性ガスの分圧のみに
なり、原子炉格納容器１外部の空気圧力よりも低くなる
ことが懸念される。この様な状況が生じると、原子炉格
納容器１外部の空気に含まれる酸素ガスが原子炉格納容
器１内に流入し、原子炉格納容器１内で水素ガスの可燃
領域に達する可能性がある。また、蒸気凝縮により、水
素濃度及び酸素濃度が可燃領域に達する可能性がある。
より原子炉格納容器１内のガスを放出し内部圧力を低下
させる。しかしながら、原子炉格納容器ベント弁４を開
放しつづけている間に、何らかの原因で原子炉格納容器
１内の蒸気が凝縮した場合、原子炉格納容器１内の圧力
は蒸気を除く水素や窒素等の非凝縮性ガスの分圧のみに
なり、原子炉格納容器１外部の空気圧力よりも低くなる
ことが懸念される。この様な状況が生じると、原子炉格
納容器１外部の空気に含まれる酸素ガスが原子炉格納容
器１内に流入し、原子炉格納容器１内で水素ガスの可燃
領域に達する可能性がある。また、蒸気凝縮により、水
素濃度及び酸素濃度が可燃領域に達する可能性がある。
【００１３】しかし、本実施例では、斯かる可燃領域に
達する可能があるときは、開閉弁４が閉弁され、格納容
器内への空気（酸素）のインリークが防止されるので、
図３に示す様に、水素爆発の危険は回避される。
達する可能があるときは、開閉弁４が閉弁され、格納容
器内への空気（酸素）のインリークが防止されるので、
図３に示す様に、水素爆発の危険は回避される。
【００１４】図４は、本発明の第２実施例に係る原子炉
格納容器ベント系制御システムの構成図である。本実施
例は、図１に示す実施例に比べ、温度検出器３，内部圧
力検出器２，ガス濃度検出器１４を夫々複数設け、夫々
の平均値に基づき図２の論理を実行する様にしてある。
このようにすることで、格納容器内の局所的な状態量
（圧力値，温度，ガス濃度）によって格納容器ベント系
制御システムが誤動作する率が減少し、信頼性が向上す
る。
格納容器ベント系制御システムの構成図である。本実施
例は、図１に示す実施例に比べ、温度検出器３，内部圧
力検出器２，ガス濃度検出器１４を夫々複数設け、夫々
の平均値に基づき図２の論理を実行する様にしてある。
このようにすることで、格納容器内の局所的な状態量
（圧力値，温度，ガス濃度）によって格納容器ベント系
制御システムが誤動作する率が減少し、信頼性が向上す
る。
【００１５】図５は、本発明の第３実施例に係る原子炉
格納容器ベント系制御システムの構成図である。本実施
例では、ベント配管１０にラプチャディスク１３を設
け、外部駆動源を要しないてこのベント配管１０を開放
するようにしてある。そして、事故時に図２の閉弁論理
が成立したときのみ開閉弁４を閉鎖する。
格納容器ベント系制御システムの構成図である。本実施
例では、ベント配管１０にラプチャディスク１３を設
け、外部駆動源を要しないてこのベント配管１０を開放
するようにしてある。そして、事故時に図２の閉弁論理
が成立したときのみ開閉弁４を閉鎖する。
【００１６】本実施例では、苛酷事故時に制御系の故障
を想定したとしても、原子炉格納容器１内圧が最高使用
圧力を超えて原子炉格納容器１損傷に至る前に、少なく
とも確実に圧力低減機能を果たし、原子炉格納容器ベン
ト系の開放後の万一の事態に対してのみ、開閉弁４の開
閉制御を行う。これにより、原子炉格納容器１の初期ベ
ント運転の信頼性を向上させることができる。
を想定したとしても、原子炉格納容器１内圧が最高使用
圧力を超えて原子炉格納容器１損傷に至る前に、少なく
とも確実に圧力低減機能を果たし、原子炉格納容器ベン
ト系の開放後の万一の事態に対してのみ、開閉弁４の開
閉制御を行う。これにより、原子炉格納容器１の初期ベ
ント運転の信頼性を向上させることができる。
【００１７】
【発明の効果】本発明によれば、苛酷事故時に発生する
虞のある蒸気凝縮に伴う水素爆発の危険が回避されると
いう効果がある。
虞のある蒸気凝縮に伴う水素爆発の危険が回避されると
いう効果がある。
【図１】本発明の第１実施例に係る原子炉格納容器ベン
ト系制御装置の構成図である。
ト系制御装置の構成図である。
【図２】図１に示す演算手段の制御論理構成図である。
【図３】図２に示す論理による制御に伴う格納容器内圧
力の変化を示すグラフである。
力の変化を示すグラフである。
【図４】本発明の第２実施例に係る原子炉格納容器ベン
ト系制御装置の構成図である。
ト系制御装置の構成図である。
【図５】本発明の第３実施例に係る原子炉格納容器ベン
ト系制御装置の構成図である。
ト系制御装置の構成図である。
１…原子炉格納容器，２…圧力検出器、３…温度検出
器、４…原子炉格納容器ベント弁、５…原子炉圧力容
器、６…炉心溶融物、７…温度信号演算器、８…接点付
演算手段、９…原子炉格納容器外圧力検出器，１０…主
蒸気配管、１１…炉心、１２…圧力信号演算器、１３…
ラプチャディスク。
器、４…原子炉格納容器ベント弁、５…原子炉圧力容
器、６…炉心溶融物、７…温度信号演算器、８…接点付
演算手段、９…原子炉格納容器外圧力検出器，１０…主
蒸気配管、１１…炉心、１２…圧力信号演算器、１３…
ラプチャディスク。
Claims (5)
- 【請求項１】 原子炉格納容器内部と原子炉格納容器外
部とを連通する配管の途中に設けた該配管の開閉弁を、
原子炉格納容器内部圧力と原子炉格納容器外部圧力との
差圧が所定圧力以上高くなったとき開放して原子炉格納
容器内部圧力を減少させる原子炉格納容器ベント系制御
方法において、前記開閉弁の解放時に、原子炉格納容器
内部に蒸気凝縮が発生して該原子炉格納容器内部の非凝
縮性ガス濃度が可燃域に入ったとき前記開閉弁を閉弁す
ることを特徴とする原子炉格納容器ベント系制御方法。 - 【請求項２】 請求項１において、原子炉格納容器内部
の圧力検出値と、原子炉格納容器内部温度から求めた飽
和蒸気圧力値とから蒸気凝縮発生を検知することを特徴
とする原子炉格納容器ベント系制御方法。 - 【請求項３】 原子炉格納容器内部と原子炉格納容器外
部とを連通する配管と、該配管を開閉する開閉弁と、原
子炉格納容器内部の圧力を検出する内圧検出器と、原子
炉格納容器外部の圧力を検出する外圧検出器と、原子炉
格納容器内部の非凝縮性ガスのガス濃度を検出するガス
濃度検出器と、原子炉格納容器内部の温度を検出する温
度検出器と、該温度検出器の検出した温度における飽和
蒸気圧力を求める変換手段と、前記飽和蒸気圧力と前記
内圧検出器の検出値と前記ガス濃度検出器の検出値とか
ら蒸気凝縮の発生を知る当該発生時の非凝縮性ガスの濃
度が可燃域に達したとき前記開閉弁を閉弁する演算手段
とを備えることを特徴とする原子炉格納容器ベント系制
御装置。 - 【請求項４】 原子炉格納容器内部と原子炉格納容器外
部とを連通する配管と、原子炉格納容器内部圧力と原子
炉格納容器外部圧力との差圧が所定圧力以上高くなった
とき該配管を開放する開放弁と、該配管を開閉する開閉
弁と、原子炉格納容器内部の圧力を検出する内圧検出器
と、原子炉格納容器外部の圧力を検出する外圧検出器
と、原子炉格納容器内部の非凝縮性ガスのガス濃度を検
出するガス濃度検出器と、原子炉格納容器内部の温度を
検出する温度検出器と、該温度検出器の検出した温度に
おける飽和蒸気圧力を求める変換手段と、前記飽和蒸気
圧力と前記内圧検出器の検出値と前記ガス濃度検出器の
検出値とから蒸気凝縮の発生を知る当該発生時の非凝縮
性ガスの濃度が可燃域に達したとき前記開閉弁を閉弁す
る演算手段とを備えることを特徴とする原子炉格納容器
ベント系制御装置。 - 【請求項５】 請求項３または請求項４において、前記
内圧検出器，前記温度検出器，前記ガス濃度検出器は夫
々原子炉格納容器内部に複数設置され、前記演算手段
は、各検出器の検出値の平均値を用いて演算を行うこと
を特徴とする原子炉格納容器ベント系制御装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6178328A JPH0843574A (ja) | 1994-07-29 | 1994-07-29 | 原子炉格納容器ベント系制御方法及びその装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6178328A JPH0843574A (ja) | 1994-07-29 | 1994-07-29 | 原子炉格納容器ベント系制御方法及びその装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0843574A true JPH0843574A (ja) | 1996-02-16 |
Family
ID=16046574
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP6178328A Pending JPH0843574A (ja) | 1994-07-29 | 1994-07-29 | 原子炉格納容器ベント系制御方法及びその装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0843574A (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2004012145A (ja) * | 2002-06-03 | 2004-01-15 | Toshiba Corp | 非凝縮性ガスの蓄積燃焼防止システム |
| KR100873647B1 (ko) * | 2007-06-29 | 2008-12-12 | 한국원자력연구원 | 노외 증기 폭발 방지 장치 및 그 방법 |
| KR101363772B1 (ko) * | 2012-02-29 | 2014-02-17 | 한국수력원자력 주식회사 | 액체 피동밸브를 이용한 격납건물 압력제어장치 |
| CN112908500A (zh) * | 2021-01-14 | 2021-06-04 | 中广核研究院有限公司 | 一种压力容器顶部不可凝结气体的体积控制方法 |
-
1994
- 1994-07-29 JP JP6178328A patent/JPH0843574A/ja active Pending
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
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| CN112908500B (zh) * | 2021-01-14 | 2024-05-10 | 中广核研究院有限公司 | 一种压力容器顶部不可凝结气体的体积控制方法 |
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