JPS5862590A

JPS5862590A - 原子炉格納容器

Info

Publication number: JPS5862590A
Application number: JP56160237A
Authority: JP
Inventors: 山成　省三
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1981-10-09
Filing date: 1981-10-09
Publication date: 1983-04-14
Also published as: JPS6132637B2

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】本発明は２つのドライウェルを有する原子炉格納容器に
係り、特に上方のドライウェルから下方のドライウェル
に流入する流体のうち、水のみをサプレッション・チェ
ンバに流出させるに好適な水流入防止通路に関する。

従来例を第１図により説明する。

原子炉圧力容器１は格納容器２に格納されており。格納
容器２は上部ドライウェル３、下部ドライウェル４．サ
プレッション・チェンバ５、サプレッション・プール６
、及びベント管７より成る。

原子炉圧力容器１はペデスタル８により支持されており
、ペデスタル８にはドライウェル３．４を結ぐ通路９が
設置されている。さらにこの通路９のすぐ下方には、下
部ドライウェル４とサプレッション・プール６を結ぶパ
イプ１ｏがペデスタル８を貫通して設置されている。

上部ドライウェル３内の原子炉−次系配管の破断を想定
すると、高温の水及び蒸気によって上部ドライウェル３
内の圧力・温度が上昇し、放出した水及び蒸気は上部ド
ライウェル３内雰囲気（空気）と共にベント管７を通っ
てサプレッション・プール６及びサプレッション・チェ
ンバ５に流出する。この時、同時に通路９を通って下部
ドライウェル４内にも水、蒸気、及び空気が流入する。

サプレッション・プール６中に流出した高温の水と蒸気
はサプレッション・プール６水によって冷却・凝縮する
が、下部ドライウェル４に流入した水は冷却されず、蒸
気も壁面で凝縮されるだけである。この下部ドライウェ
ル４に流入した高温の水は、そのままそこにたまった状
態となる。

その後、非常用炉心冷却系によって炉心に注入されたサ
ブレツ７ヨン・プール６水が破断口から上部ドライウェ
ルに炉内の崩壊熱や顕熱によって昇温した状態で放出さ
れるので、通路９を通って最終的には下部ドライウェル
４内に流入し、たまる事になる。

下部ドライウェル４内の水位がパイプ１０の位置まで来
ると、このパイプ１０を通って水がサプレッション・プ
ール６に流出するので、これ以上水位が上昇する事はな
いが、たまった水の温度は下がらない。

さらにこの後、格納容器長プレイによって上部ドライウ
ェルにサプレッション・プール６水が散水されるが、こ
れによっても下部ドライウェルに流入した水は直ちにパ
イプ１０から流出してしまうので、急速な下部ドライウ
ェル４の温度降下は望めない。

なお、下部ドライウェル４内には大口径配管はなく、こ
の領域で破断があっても水位上昇は小さく、その後の格
納容器スプレィによる冷水が通路９を通って流入するの
で、上記のように、下部ドライウェル４内の温度が上昇
した一ｉｔである事はない０以上のように、従来の格納容器２では、想定する原子炉
−次系配管破断によって、下部ドライウェル４部の温度
がいつまでも下がらず、ペデスタル８やベースマットな
どのコンクリートの設計条件が厳しいものとなっている
。また、下部ドライウェル４内にたまる水は死水となっ
てしまい、その分サプレッション・プール６水量が減る
のでヒート・シンク確保の観点から、当初より上記死水
１１分’ｔサプレッション・プール６に確保しておかなけれ
ばならず、不経済であった。

本発明の目的は、事故後下部ドライウェルに高温の水が
長期間たまってしまい、建築設計上厳しくなるので、こ
れを回避すること、また、サプレッション・プール水量
に、この下部ドライウェルにたまる水量を当初より考慮
しなくてもよいようにし、格納容器の小型化による経済
性向上を計ること。

本発明は、事故時、下部ドライウェルに流入してくる水
、蒸気、空気の混合流のうち、水のみは直接サプレッシ
ョン・プールに流出するようにする事により、上記目的
が達成される事に基づく。

本発明の一実施例を第２図によね説明する。

ペデスタル８に設置された通路９は、下部ドライウェル
４からサプレッション・プール６に伸びているパイプ１
１に直接上方から接続している。

このパイプ１１は下部ドライウェル４からサプレッショ
ン・プール６に向けて下り傾配とし、さらに、通路９の
接続部から下部ドライウェル４開口部間で一度立上がっ
ている。

これにより、上部ドライウェル３内の原子炉−次系配管
の破断を想定しても、上部ドライウェル３から通路９に
流入してくる水、蒸気、空気のうち、水だけはパイプｌ
ｌ内を下ってゆき、サプレッション・プール６中に流れ
、蒸気と空気は上部と下部ドライウェル３．４間の差圧
がなくなるまでパイプ１１を上って下部ドライウェル４
内に流れ込む。

非常用炉心冷却系による水、及び格納容器スプレィによ
る水も同様に直接サプレッション・プール６中に流れ込
む。

従って、この場合下部ドライウェル４内に水が流入する
事はない。

一方、下部ドライウェル４内の原子炉−次系配管が破断
した場合は、直接下部ドライウェル４内に高温水が放出
されるので、上記通路９及びパイプ１１を、下部ドライ
ウェル４内の蒸気と空気が逆に流し、上部ドライウェル
３とサプレッション・チェンバ５内に流出する事になる
。これは従来例と何ら変らない。しかし、この場合は、
従来例で記述したように下部ドライウェル４での破断口
径が小さいために１問題となるような高温状態が続く事
はなく、またヒート・シンクも小さくてよいので、サプ
レッション・プール６水量に下部ドライウェル４にたま
る水量を考慮する必要もない。

以上のように、本実施例によれば、全てペデスタル８の
内部だけの通路形状変更により本発明が実施できるので
、原子炉圧力容器１下部の各種機器、構造材に何のイン
パクトも与えずに本発明の効果が引き出せる。

第３図〜第６図にその他の実施例を示す。

第３図ではベント管７に下部ドライウェル４から下り傾
配のパイプ１２を接続したもので、前記通路９は不要と
なる。

第４図は従来例のものに水受け１３を設置したもので、
第５図及び第６図に第４図のＡ−Ａ断面図２種類を示す
。第５図は通路９とパイプ１０個々に設置したセパレー
ト型の水受け１３を示し。

第６図では水受け１３をリング状にした場会について示
す。

第３図〜第６図のいずれの実施例でも、第２図の実施例
と同じ効果が得られる。

本発明によれば、想定する事故時、下部ドライウェルに
高温水が長期間たまることがないので。

建築設計上の条件が大きく緩和され安全性、経済性が向
上するとともに、サブレッ７ヨ／・プール水量に、この
下部ドライウェルにたまる水量を当初より考慮しなくて
もよいのでサプレッション・プールを小型化でき、経済
性が向上する。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来例の縦断面図、第２図は本発明の一実施例
の縦断面図、第３図及び第４図はその他の実施例の縦断
面図、第５図及び第６図は第４図のＡ−Ａ線断面図であ
る。１・・・原子炉圧力容器、２・・・格納容器、３・・・
上部ドライウェル、４・・・下部ドライウェル、５・・
・サプレッション・チェンバ、６・・・サプレッション
・プール、７・・・べ／ト管、８・・・ペデスタル、９
・・・通路、１０・・・パイプ、１１・・・パイプ、１
２・・・パイプ、・４：：第６０

Claims

【特許請求の範囲】

２つのドライウェル、サプレッション・チェンバ、ベン
ト管、前記２つのドライウェルを結ぶ通路及び前記ドラ
イウェルのうち下方に位置するドライウェルとサプレッ
ション・チェンバを結ぶ通路より成る原子炉格納容器に
おいて、前記２つのドライウェルを結ぶ通路と、前記ド
ライウェルとサプレッション・チェンバを結ぶ通路を連
結し、その連結部分の上方を前記下方に位置するドライ
ウェルに開放し、前記２つのドライウェル間を結ぶ通路
を流れる水のみを直接サブレツンヨ／・チェンバに流入
するようにした事を特徴とする水流入防止通路。