JPS58109886A - 原子炉格納容器の保安装置 - Google Patents
原子炉格納容器の保安装置Info
- Publication number
- JPS58109886A JPS58109886A JP56207091A JP20709181A JPS58109886A JP S58109886 A JPS58109886 A JP S58109886A JP 56207091 A JP56207091 A JP 56207091A JP 20709181 A JP20709181 A JP 20709181A JP S58109886 A JPS58109886 A JP S58109886A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- vent pipe
- reactor
- suppression chamber
- containment vessel
- water
- 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
Links
Classifications
-
- 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】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は原子炉格納容器の保安装置に係り、特に、原子
炉を格納するドライウェルに、プール水ヲｌ［ｌ’ｌし
たサプレッションチェンバーが、ベント管を介して接続
されている原子炉格納容器の保安装置に関するものであ
る。
炉を格納するドライウェルに、プール水ヲｌ［ｌ’ｌし
たサプレッションチェンバーが、ベント管を介して接続
されている原子炉格納容器の保安装置に関するものであ
る。
従来知られている原子炉格納容器の保安装置は第１図に
示すような構造であり、１は原子炉１１を格納するドラ
イウェル、３は一端がドライウェル１に接続され他端が
プール水９中に挿入されたベント管、４はポンプ、４′
はタンク、７はタンク４′またはプール水９をベント管
３に噴射注水するノズル管で、（ａ）図に示すものは、
サプレッション用プール水９を汲み上げ用のポンプ４に
より汲み上けてタンク４′に蓄積し、原子炉１の冷却水
喪失事故と同時にタンク４′から水をベント管３に注入
する装置である。この装置において、原子炉−次系配管
の中小破断時には、その状象が長期にわたるためベント
管３内の蒸気流は少なく、プール水９中での蒸気の凝縮
が不安定でｓｂ、そのためベント管３の先端における凝
、縮振動荷重が大きくなり、また、タンク４′を上部に
設置しておくことは耐震上好ましくない。また、（ｂ）
図に示すものは、ノズル管７の一端をベント管３に挿入
してベンチュリー形状とした場合で、ブローダウンに基
づく負圧の発生によシプール水を自動的に吸い上げ、ベ
ント管３内に噴射注水するものであるが、ブローダウン
流量が少なくなった場合は、プール水９の吸い上げが困
難である。
示すような構造であり、１は原子炉１１を格納するドラ
イウェル、３は一端がドライウェル１に接続され他端が
プール水９中に挿入されたベント管、４はポンプ、４′
はタンク、７はタンク４′またはプール水９をベント管
３に噴射注水するノズル管で、（ａ）図に示すものは、
サプレッション用プール水９を汲み上げ用のポンプ４に
より汲み上けてタンク４′に蓄積し、原子炉１の冷却水
喪失事故と同時にタンク４′から水をベント管３に注入
する装置である。この装置において、原子炉−次系配管
の中小破断時には、その状象が長期にわたるためベント
管３内の蒸気流は少なく、プール水９中での蒸気の凝縮
が不安定でｓｂ、そのためベント管３の先端における凝
、縮振動荷重が大きくなり、また、タンク４′を上部に
設置しておくことは耐震上好ましくない。また、（ｂ）
図に示すものは、ノズル管７の一端をベント管３に挿入
してベンチュリー形状とした場合で、ブローダウンに基
づく負圧の発生によシプール水を自動的に吸い上げ、ベ
ント管３内に噴射注水するものであるが、ブローダウン
流量が少なくなった場合は、プール水９の吸い上げが困
難である。
本発明の目的社、上記難点を解消し、原子炉の冷却水喪
失事故時に発生する蒸気凝縮振動、および、チャギング
振動を抑制し原子炉格納ＩＦｉ）Ｋ加わる動荷重を低減
できる原子炉格納容器の保安装置を提供することにある
。
失事故時に発生する蒸気凝縮振動、および、チャギング
振動を抑制し原子炉格納ＩＦｉ）Ｋ加わる動荷重を低減
できる原子炉格納容器の保安装置を提供することにある
。
原子炉の冷却水喪失事故時に発生する蒸気凝縮振動、お
よび、チャギング振動は、ブローダウン後期の比較的流
量が少なくなった場合に顕著にあられれる。事象的には
、蒸気の凝縮速度と蒸気流との不均衡が厚内であるが、
このとき蒸気流中に空気が含まれていると凝縮速度がお
そくな夛、蒸気凝縮振動、および、チャギング振動が大
幅に減少することが実験によシ確認され、ベント管内に
水を注入すると局部的な蒸気凝縮による減圧現象が起こ
９、ベント管先端に設置しているバキュームブレーカｔ
−介してサプレッションチェンバー内の空気がベント管
に流入することにより上述の効果が得られる。
よび、チャギング振動は、ブローダウン後期の比較的流
量が少なくなった場合に顕著にあられれる。事象的には
、蒸気の凝縮速度と蒸気流との不均衡が厚内であるが、
このとき蒸気流中に空気が含まれていると凝縮速度がお
そくな夛、蒸気凝縮振動、および、チャギング振動が大
幅に減少することが実験によシ確認され、ベント管内に
水を注入すると局部的な蒸気凝縮による減圧現象が起こ
９、ベント管先端に設置しているバキュームブレーカｔ
−介してサプレッションチェンバー内の空気がベント管
に流入することにより上述の効果が得られる。
すなわち、本発明は、原子炉を格納するドライｆ）ｘル
に、プール水を収納したサブレツションチェンバーカ、
咳サプレッションチェンバーに先端を挿入したベント管
を介して接続されている原子炉格納容器において、前記
サプレッションチェンバーと前記ベント管との間に、ポ
ンプおよび隔離弁を有する管路が形成され、かつ、前記
ベント管の先端部にバキュームブレーカを設け、原子炉
の冷却材喪失時に、前記プール水が自動的にベント管に
注水されるようになっていることを特徴とする本のであ
る。
に、プール水を収納したサブレツションチェンバーカ、
咳サプレッションチェンバーに先端を挿入したベント管
を介して接続されている原子炉格納容器において、前記
サプレッションチェンバーと前記ベント管との間に、ポ
ンプおよび隔離弁を有する管路が形成され、かつ、前記
ベント管の先端部にバキュームブレーカを設け、原子炉
の冷却材喪失時に、前記プール水が自動的にベント管に
注水されるようになっていることを特徴とする本のであ
る。
以下、本発明の一実施例を図面に基づいて説明する。Ｊ
Ｉ２図は本発明の原子炉格納容器の保安装置の起動ロジ
ック並びに縦断面図で、第１図と則一部分、または、同
一に作用する部分には同一符号が付してめシ、５は隔離
弁、６゛はリングヘッダ、８はバキュームブレーカ、１
０はダウンカマ、・１２は低圧注水系隔離弁でｓｂ、原
子炉１を格納するドライウェル１１に、プール水９を収
納したサプレッションチェンバー２が、そのサプレッシ
ョンチェンバー２に先端を挿入したベント管３を介して
接続されている原子炉格納容器において、サプレッショ
ンチェンバー２とベント管ｓとｏ間にポンプ４および隔
離弁５を有する管路が形成され、かつ、ベント管の先端
部にバキュームブレーカ８を設け、原子炉の冷却材喪失
時に、プール水９をリングヘッダ６、ノズル管７を経て
ベント管３に自動的に噴射注水するようになっている。
Ｉ２図は本発明の原子炉格納容器の保安装置の起動ロジ
ック並びに縦断面図で、第１図と則一部分、または、同
一に作用する部分には同一符号が付してめシ、５は隔離
弁、６゛はリングヘッダ、８はバキュームブレーカ、１
０はダウンカマ、・１２は低圧注水系隔離弁でｓｂ、原
子炉１を格納するドライウェル１１に、プール水９を収
納したサプレッションチェンバー２が、そのサプレッシ
ョンチェンバー２に先端を挿入したベント管３を介して
接続されている原子炉格納容器において、サプレッショ
ンチェンバー２とベント管ｓとｏ間にポンプ４および隔
離弁５を有する管路が形成され、かつ、ベント管の先端
部にバキュームブレーカ８を設け、原子炉の冷却材喪失
時に、プール水９をリングヘッダ６、ノズル管７を経て
ベント管３に自動的に噴射注水するようになっている。
この自動的に噴射注水する動作は第２図の起動ロジック
に示すように、冷却材喪失事故信号（ＬＯＣＡ信号）に
よシ全非常用炉心冷却系ポンプ（全ＥＣＣ８ポンプ）が
起動し、大破断事故時のように原子炉１１の圧力が急減
する場合には低圧注水系も含め全非常用炉心冷却系ポン
プによって原子炉１１の炉心に注水される。また、原子
炉１１の圧力が高く低圧注水系による注水ができないよ
うな中小破断事故時には、原子炉１１の圧力が低下する
までポンプ４が作動し隔離弁５が開いてプール水９をリ
ングへラダ６．ノズル管７を経てベント管３に噴射注水
する。
に示すように、冷却材喪失事故信号（ＬＯＣＡ信号）に
よシ全非常用炉心冷却系ポンプ（全ＥＣＣ８ポンプ）が
起動し、大破断事故時のように原子炉１１の圧力が急減
する場合には低圧注水系も含め全非常用炉心冷却系ポン
プによって原子炉１１の炉心に注水される。また、原子
炉１１の圧力が高く低圧注水系による注水ができないよ
うな中小破断事故時には、原子炉１１の圧力が低下する
までポンプ４が作動し隔離弁５が開いてプール水９をリ
ングへラダ６．ノズル管７を経てベント管３に噴射注水
する。
なお、冷却材喪失事故時の初期においてはぺ／ト管３に
は非凝縮性のガスが流れるので従来通りダウンカマ１０
を経てサプレッションチェンバー２、に放出されるが、
その後に続く蒸気はベント管３内に噴射している注水に
よシ凝縮し、ベント管３内で局所的な減圧現象が起こり
バキュームプレー カ８ カ作動Ｌ、サプレッションチ
ェンバー２内の空気がベント管３内に流入する。そして
、サプレッションチェンバー２内の非凝縮性カスカヘン
ト管３に戻ると、ベント管３内には蒸気と非凝縮性ガス
とが混在し、蒸気凝縮速度が弱められ、急激な蒸気凝縮
は起ζ１離くなるので、蒸気凝縮振動およびチャギング
振動が低減し、サプレッションチェンバー２並びにベン
ト管３を伝わってドライウェル１に加わる振動荷重は減
少し、原子炉格納容器の安全性が維持される。
は非凝縮性のガスが流れるので従来通りダウンカマ１０
を経てサプレッションチェンバー２、に放出されるが、
その後に続く蒸気はベント管３内に噴射している注水に
よシ凝縮し、ベント管３内で局所的な減圧現象が起こり
バキュームプレー カ８ カ作動Ｌ、サプレッションチ
ェンバー２内の空気がベント管３内に流入する。そして
、サプレッションチェンバー２内の非凝縮性カスカヘン
ト管３に戻ると、ベント管３内には蒸気と非凝縮性ガス
とが混在し、蒸気凝縮速度が弱められ、急激な蒸気凝縮
は起ζ１離くなるので、蒸気凝縮振動およびチャギング
振動が低減し、サプレッションチェンバー２並びにベン
ト管３を伝わってドライウェル１に加わる振動荷重は減
少し、原子炉格納容器の安全性が維持される。
特に、中小破断事故の場合は、原子炉１の炉心の再冠水
までの時間が大破断事故にくらべて長く、壕九、比較的
小蒸気量の凝縮なので蒸気凝縮振動、および、チャギン
グ振動が起こシ易い条件となっているが、本実施例の装
置によればこれを有効に防止することができる。
までの時間が大破断事故にくらべて長く、壕九、比較的
小蒸気量の凝縮なので蒸気凝縮振動、および、チャギン
グ振動が起こシ易い条件となっているが、本実施例の装
置によればこれを有効に防止することができる。
以上説明したように、本発明の原子炉格納容器の保安装
置によれば、原子炉の冷却材喪失事故時に生じる蒸気凝
縮振動、および、チャギング振動を抑制し原子炉格納容
器に加わる振動荷重を低減でき安全性を維持し得るとい
う実用的効果を奏することができる。
置によれば、原子炉の冷却材喪失事故時に生じる蒸気凝
縮振動、および、チャギング振動を抑制し原子炉格納容
器に加わる振動荷重を低減でき安全性を維持し得るとい
う実用的効果を奏することができる。
第１図は従来の原子炉格納容器の保安装置の構造図、第
２図は本発明の同じく一実施例の起動ロジック並びに縦
断面図である。 １・・・トライウェル、２・・・サプレッションチェン
バー、３・・・ベント管、４・・・ポンプ、５・・・隔
離弁、６・・・リングヘッダ、７・・・ノズル管、８・
・・バキュームブレーカ、９・・・プール水、１０・・
・ダウンカマ、第 １ 図
２図は本発明の同じく一実施例の起動ロジック並びに縦
断面図である。 １・・・トライウェル、２・・・サプレッションチェン
バー、３・・・ベント管、４・・・ポンプ、５・・・隔
離弁、６・・・リングヘッダ、７・・・ノズル管、８・
・・バキュームブレーカ、９・・・プール水、１０・・
・ダウンカマ、第 １ 図
Claims (1)
- １、原子炉を格納するドライウェルに、プール水を収納
したサプレッションチェンバーが、咳すフレツションチ
ェンバーに先端を挿入したベント管を介して接続されて
いる原子炉格納容器において、前記サプレッションチェ
ンバーと前記ベント管との間に、ポンプおよび隔離弁を
有する管路が形成され、かつ、前記ベント管の先端部に
バキュームブレーカを設け、原子炉の冷却材喪失時に、
前記プール水が自動的にベント管に注水されるようにな
っていることを特徴とする原子炉格納容器の保安装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56207091A JPS58109886A (ja) | 1981-12-23 | 1981-12-23 | 原子炉格納容器の保安装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56207091A JPS58109886A (ja) | 1981-12-23 | 1981-12-23 | 原子炉格納容器の保安装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS58109886A true JPS58109886A (ja) | 1983-06-30 |
Family
ID=16534044
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56207091A Pending JPS58109886A (ja) | 1981-12-23 | 1981-12-23 | 原子炉格納容器の保安装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS58109886A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5859821A (en) * | 1995-11-02 | 1999-01-12 | Sony Corporation | Record medium with managed digest portions of programs, reproducing apparatus thereof, and reproducing method thereof |
-
1981
- 1981-12-23 JP JP56207091A patent/JPS58109886A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5859821A (en) * | 1995-11-02 | 1999-01-12 | Sony Corporation | Record medium with managed digest portions of programs, reproducing apparatus thereof, and reproducing method thereof |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP2856865B2 (ja) | 原子力プラントの炉心冷却設備 | |
| JPH085772A (ja) | 原子炉格納容器 | |
| CN111599494B (zh) | 一种抑压水池 | |
| JPS58109886A (ja) | 原子炉格納容器の保安装置 | |
| CN209388717U (zh) | 核电站安全系统 | |
| JPS6375691A (ja) | 自然循環型原子炉 | |
| JP2991308B2 (ja) | 受動安全注入装置及び予備凝縮多孔分散装置 | |
| JPH03269297A (ja) | 原子力発電所の非常用炉心冷却系 | |
| JPH05215886A (ja) | 非常用炉心冷却系 | |
| JP2918353B2 (ja) | 原子炉格納容器 | |
| CN111599492B (zh) | 一种抑压管及应用该抑压管的抑压水池 | |
| JPH0273198A (ja) | 原子炉の緊急炉心冷却装置 | |
| JP2992076B2 (ja) | 非常用炉心注水系 | |
| JPH0283495A (ja) | 非常用炉心冷却装置 | |
| JPH02222878A (ja) | 原子力発電所の残留熱除去系 | |
| JPH06201880A (ja) | ほう酸流出防止装置 | |
| JPS59136681A (ja) | 二室式原子炉格納容器 | |
| JPH02129590A (ja) | 原子炉格納容器 | |
| JPH07318684A (ja) | 原子炉機器施設への代替注水装置 | |
| JPS6131836B2 (ja) | ||
| JPS62228197A (ja) | 軽水型原子炉 | |
| JPS60247195A (ja) | 原子炉非常用炉心冷却装置 | |
| JP2003167088A (ja) | 沸騰水型原子力発電所 | |
| JPH06331779A (ja) | 冷却水の注水装置及び原子炉 | |
| JPS63118692A (ja) | 格納容器 |