JPS5844387A - 原子炉圧力容器主蒸気系からの逃し蒸気凝縮用クエンチヤ - Google Patents

原子炉圧力容器主蒸気系からの逃し蒸気凝縮用クエンチヤ

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Publication number
JPS5844387A
JPS5844387A JP56142253A JP14225381A JPS5844387A JP S5844387 A JPS5844387 A JP S5844387A JP 56142253 A JP56142253 A JP 56142253A JP 14225381 A JP14225381 A JP 14225381A JP S5844387 A JPS5844387 A JP S5844387A
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JP
Japan
Prior art keywords
quencher
steam
torus shell
reactor pressure
shell
Prior art date
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Pending
Application number
JP56142253A
Other languages
English (en)
Inventor
道上 信介
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.)
IHI Corp
Original Assignee
IHI Corp
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Filing date
Publication date
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Publication of JPS5844387A publication Critical patent/JPS5844387A/ja
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    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear 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。

Description

【発明の詳細な説明】 蒸気凝縮用クエンチャに係り、特に蒸気冷却凝縮の際、
トーラスシェルに及ぼす撮動荷重の低減化を図ることが
できるクエンチャに関する。
一般に、沸騰水型原子炉の1型式として第1図に示す如
きものが知られている。この原子炉は原子炉圧力容器1
を収容するフラスコ形状の原子炉格納容器2と、この下
部に上記格納容器2を囲繞する如く多角形状に屈曲形成
された環状のトーラスシェル3とにより主に構成されて
いる。そして、このトーラスシェル3内には冷却水を貯
留した圧力抑制プール4が形成されており、万一の冷却
材喪失事故の際、格納容器2内に発生する気水混合物を
ベント管5を介して、上記圧力抑制プール4へ導入して
冷却凝縮し、格納容器2内の圧力上昇を抑制するように
なっている。
そして、上記原子炉圧力容器1には図示しない発電用タ
ービンへ蒸気を移送するための主蒸気系6が連結されて
いると共に、この主蒸気系6にはこの蒸気圧が認定以上
になった時にこの系を開放するための逃し安全弁7が設
けられて°いる。そして、この安全弁7からは開放され
た蒸気’Irトーラスシエル3の圧力抑制プール4内へ
導くための排気管8が延出されると共に、この延出端部
には蒸気を効果的に冷却凝縮するためlこ多数の蒸気噴
出孔を備えた筒体状のクエンチャ9が連結されている。
逃し安全弁7が作動する前は排気管8内には空気か入っ
ており、また圧力抑制プール4の水面下の排気管内には
水が入っている。逃し安全弁7が作動すると原子炉圧力
容器1及び主蒸気系6内の蒸気が排気管8内を通り、排
気管8の空気を圧縮しながら排気管8及びクエンチャ9
内の水をプール4内に押し出す。
蒸気流は臨界流で排気管8内の空気を圧縮するので空気
と蒸気の混合はほとんどなく空気は排気管8およびクエ
ンチャ9の水を押し出した後プール4内に気泡となって
放出される。この間気携は匂 20〜30/Iに加圧されるので、圧力抑制プール4中
に放出された後は水中で急膨張し周囲の水を押し付ける
。この水の慣性のため、気泡圧が大気圧に下がった後も
膨張し、気泡圧は負圧となる。
逆にこの負圧のため周囲の水が引き寄せられ気泡は圧縮
される。この過程を繰り返しながら、気泡かプール4の
水面に達すると破裂する。この間の気泡の膨張、圧縮の
繰り返しはトーラスシェル3に圧力振動荷重となって作
用する。また排気管8およびクエンチャ9内の圧力は水
、空気及び蒸気の排出過程において動的な荷重であり、
サポート等に対し過度の反力を生ずる。
ところで、この直線状Iこ延びるクエンチャ9は第2図
に示す如くその両端がトーラスシェル3の屈曲部10の
リングガータ11において支持されたサポートパイプ1
2に取付は固定されており、蒸気冷却凝縮の際、このク
エンチャ9に加わる反力を、サポートパイプ12を介し
て、これを支持しているリングガータ11へ伝えるよう
になっている。
しかしながら、蒸気冷却凝縮時においてはクエンチャ9
と排気管8との接合部Pに特に過大な反力が加わり、そ
して、このクエンチャ9はその両端が支持された状態で
上記接合部Pを中心として矢印Aに示す如く激しく振動
していた。
そのため、このクエンチャ9を支持しているサポートパ
イプ12及びトーラスシェル3に過大な振動荷重がガロ
わり、これの信頼性を低下させるという問題があった。
このような問題を解決すべく、蒸気冷却凝縮時において
、特に過大な反力が加わる部分である上 ′記りエンチ
ャ9の接合部Piミリングガータ1に位置させてクエン
チャ9を取付け、反力を直接リングガータ11へ伝える
ようにすることも考えられるが、この場合にあっては直
線状に延びるクエンチャ9の両端の位置がトーラスシェ
ル3の軸心から逸れてしまい、このトーラスシェル3に
アンバランスな反力が加わるという不都合が生じ、トー
ラスシェル3の振動荷重増大を招く虞れがある。
しかも、トーラスシェル3の筒3aの数がクエンチャ9
の数より小さい場合は、第2図の如くクエンチャ9′f
t:配置することはできず、リングガータ11にクエン
チャ9を配置する必要も生じている。
本発明は以上のような問題点に着目し、これを有効に解
決すべく創案されたものであり、その目的とするところ
は蒸気冷却凝縮の際に、トーラスシェルに及ぼす振動荷
重を低減化することかでき、もって原子力施設の信頼性
を可及的に向上させることができるクエンチャを提供す
る”にある。
以下に、本発明の好適一実施例を添付図面に基づいて詳
述する。
先ず、第3図に示す如く3は多角形状に屈曲された環状
のトーラスシェルであり、このトーラスシェル3の屈曲
部10の内側にはこれを補強するためのリングガーダ1
1が設けられている。
そして、この屈曲部10すなわちリングガーダ11に本
発明の特長とするクエンチャ13が取付けられている。
具体的には、このクエンチャ13は第4図に示す如くそ
の表面に多数の蒸気噴出孔14を有する全長路6内程の
筒体よりなり、その長手方向中央部において略くの字状
に屈折成形されて、トーラスシェル3の軸心3aに沿っ
てこれを取付けつるようになっている(第3図参照)。
このように形成されたクエンチャ13はその長平方向中
央の屈折部15を上記トーラスシェル3の屈曲部10す
なわちリングガータ11に直接取付けてトーラスシェル
3の軸心3atこ沿って設けられると共にクエンチャ1
3の両端は上記リングガータ11から軸心3alこ沿っ
て延出されたサポートパイプ16に固定されている。
そして、上記クエンチャ13の屈折部15には気水混合
物を排気すべく原子炉圧力容器側から延出された排気管
8が連結されており、蒸気冷却凝縮の際、特にこの屈折
部15に加わる過大な反力全直接リングガータ11へ伝
達し、トーラスシェル31こ加わる振動荷重を減少し得
るようfこなっている。
1以上のような構成において、原子炉圧力容器1から延
びる主蒸気系6の蒸気圧が設定圧以上になった場合には
逃し安全弁7が作動して、この中の水、空気及び蒸気が
排気管8を介して矢印Bに示す如くクエンチャ13に導
入されることζどなる。
この蒸気圧は略30気圧前後にも達していることから、
この排気管8とクエンチャ13との接合部P1すなわち
クエンチャの屈折部15に特に過大な反力を及ぼすこと
となるが、この反力は屈折部15を支持するリングガー
タ11へ直接伝達されて吸収されることになる。従って
、このクエンチャ13は従来例のようtこ激しく振動す
ることがなく、トーラスシェル3に加わる振動荷重を低
減させることができる。
また、上記クエンチャ13の接合部P1 においてトー
ラスシェル3の軸心3aに沿って左右に分岐された流体
はこれに設けられた蒸気噴出孔14から冷却水中へ放出
されつつトーラスシェル3を振動させるが、このクエン
チャ13がトーラスシェル3の軸心3aに沿って設けら
れていることからトーラスシェル3に対しアンバランス
な荷重が刃口わることがない。
次に、変形実施例として第5図に示すようにしてもよい
。即ち、上記実施例におけるクエンチャの両端をトーラ
スシェル3の軸心3aに沿って延長させると共に相隣接
しあうクエンチャ13aの延出端相互を連結し、これを
一本の連通された環状体として形成する。
この場合にあっては相隣接しあうクエンチャ13a同士
が相互に支持しあうこととなり、・前記実施例において
必要としたサポートパイプ16を不要とすることができ
ると共に凝縮効率を向上させることができる。
さらに、本クエンチャを従来の直線状のクエンチャと併
用しても良い。
尚、クエンチャを1本の環状体として形成する場合には
第6図に示すようにしてもよい。
すなわち、第6図aIこおいては従来例1こおけるクエ
ンチャ9相互間にトーラスシェル3の細心3aに沿って
更に新たなりエンチャ9aを介設し、こレラクエンチャ
9,9a相互間を連結して1本の連通された環状体とす
る。
また、この場合において、第6図すに示す如くクエンチ
ャ9,9a相互間に単に曲り管17を介設することとし
、クエンチャ9,9a相互間を連通させないようにして
もよい。
以上、要するに本発明によれば次のような優れた効果を
発揮することができる。
(1)  クエンチャの屈折部たる中心部をトーラスシ
ェルを補強するために設けられているリングガータへ直
接取付けるようにしたので、蒸気冷却凝縮の際に、クエ
ンチャに加わる過大な反力を直接リングガータへ伝達し
て、吸収させることができる。
(i)トーラスシェルの軸心に沿ってクエンチャを取付
けることができるので蒸気冷却凝縮の際に、トーラスシ
ェルに対してアンバランスな荷重が加わることがない。
(3)上記した理由により蒸気冷却凝縮の際に、トーラ
スシェルに加わる振動荷重を可及的に減少させることが
でき、もって原子力施設の信頼性を可及的に向上させる
ことができる。
(4)  クエンチャをトーラスシェルの細心に沿った
1本の環状体として形成した場合には、サポートパイプ
が不要(!:なり、取付工事を容易に行うことができる
(5)構造が簡単なため容易に製作できると共に既設の
原子力施設に容易に採用し得る。
【図面の簡単な説明】
第1図は原子炉格納容器とトーラスシェルの取付状態を
示す概略縦断面図、第2図はトーラスシェル内に設けら
れた従来のクエンチャの取付状態を示す一部破断乎面図
、第3図は本発明の好適一実施例に係るクエンチャの取
付状態を示す平面図、第4図は本発明に係るクエンチャ
を示す平面図、第5図は本発明に係るクエンチャの変形
実施例の取付状態を示す平面図、第6図a、bは更に他
の変形実施例を示す平面図である。 尚、図中2は原子炉格納容器、3はトルラスシェル、3
aは軸心、9,9a、13,13aはクエンチャ、10
はトーラスシェルの屈曲部、15はクエンチャの屈折部
である。 特許出願人 石川島播磨重工業株式会社代理人弁理士 
 絹 谷 信 雄 第1図 第2図

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 原子炉格納容器の下部に、多角形状に屈曲された環状の
    トーラスシェルを形成し、該トーラスシェル内に、原子
    炉圧力容器の主蒸気系からの逃し蒸気を凝縮させるため
    に形成されたクエンチャにおいて、上記トーラスシェル
    の屈曲部に、この軸心に沿わせるべく屈折させた筒状の
    クエンチャを形成し、該クエンチャの屈折部を上記トー
    ラスシェルの屈曲部から支持したことを特徴とする原子
    炉圧力容器主蒸気系からの逃し蒸気凝縮用クエンチャ。
JP56142253A 1981-09-11 1981-09-11 原子炉圧力容器主蒸気系からの逃し蒸気凝縮用クエンチヤ Pending JPS5844387A (ja)

Priority Applications (1)

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JP56142253A JPS5844387A (ja) 1981-09-11 1981-09-11 原子炉圧力容器主蒸気系からの逃し蒸気凝縮用クエンチヤ

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JP56142253A JPS5844387A (ja) 1981-09-11 1981-09-11 原子炉圧力容器主蒸気系からの逃し蒸気凝縮用クエンチヤ

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JPS5844387A true JPS5844387A (ja) 1983-03-15

Family

ID=15311009

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JP56142253A Pending JPS5844387A (ja) 1981-09-11 1981-09-11 原子炉圧力容器主蒸気系からの逃し蒸気凝縮用クエンチヤ

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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH01170279U (ja) * 1988-05-23 1989-12-01
US5481355A (en) * 1992-08-06 1996-01-02 Yamaha Corporation Flying spherical body measuring apparatus

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JPH0527971Y2 (ja) * 1988-05-23 1993-07-16
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