JPS5952788A - 原子炉格納施設 - Google Patents
原子炉格納施設Info
- Publication number
- JPS5952788A JPS5952788A JP57164247A JP16424782A JPS5952788A JP S5952788 A JPS5952788 A JP S5952788A JP 57164247 A JP57164247 A JP 57164247A JP 16424782 A JP16424782 A JP 16424782A JP S5952788 A JPS5952788 A JP S5952788A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- reactor containment
- vessel
- cooling
- concrete building
- 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
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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
- Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (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】
〔発明の技術分野〕
本発明は高速増殖炉の原子炉格納施設に関する。
高速増殖炉例えばタンク形高速増殖炉では原子炉容器内
の炉心で発生した熱を原子炉容器内に設置された循環ポ
ンプおよび中間熱交換器を介し、て原子炉容器外部の蒸
気発生器に伝達している。そしてその際熱輸送媒体すな
わち冷却材として液体ナトリウムが使用されている。こ
の液体ナトリウムは高温（約３００℃〜６００℃）状態
で使用されかつ液体す） ＩＪウム自体が活性の高い物
質である為に万一空気や水に触れると反応してエネルギ
を放出することになる。そこで通常運転時および冷却材
漏洩事故時に周囲への影響を抑制する為に液体ナトリウ
ムから放出される熱を効率良く除去する必要がある。
の炉心で発生した熱を原子炉容器内に設置された循環ポ
ンプおよび中間熱交換器を介し、て原子炉容器外部の蒸
気発生器に伝達している。そしてその際熱輸送媒体すな
わち冷却材として液体ナトリウムが使用されている。こ
の液体ナトリウムは高温（約３００℃〜６００℃）状態
で使用されかつ液体す） ＩＪウム自体が活性の高い物
質である為に万一空気や水に触れると反応してエネルギ
を放出することになる。そこで通常運転時および冷却材
漏洩事故時に周囲への影響を抑制する為に液体ナトリウ
ムから放出される熱を効率良く除去する必要がある。
一般に熱の除去方法としてｕ 例えばコンクリート製建
屋と原子炉格納容器との間の空間にチッ素ガス等の不活
性ガスを充填してコンクリート製建屋および各種４装機
器類の列温防止を行なっている。
屋と原子炉格納容器との間の空間にチッ素ガス等の不活
性ガスを充填してコンクリート製建屋および各種４装機
器類の列温防止を行なっている。
上記構成によると通常運転時すなわち液体ナトリウムか
ら放出される熱エネルギ量が比較的少ないときには効果
的に冷却することができるが、冷却材漏洩事故時等の異
常時には、液体ナトリウムから大きな熱エネルギが放出
される為に冷却効率が低い不活性ガスでは効果的に冷却
することができない恐れがある。まだ大きな熱エネルギ
に対処しようとすると大がかシな冷却装置が必要となり
プラントの簡略化、コストの柑 低減が要求されている現六では好ましいとはいえず、さ
らに不活性ガスのかわシに冷却効率の高い水を使用する
方法ヤは、液体す） ＋Ｊウムとの反応が心配される。
ら放出される熱エネルギ量が比較的少ないときには効果
的に冷却することができるが、冷却材漏洩事故時等の異
常時には、液体ナトリウムから大きな熱エネルギが放出
される為に冷却効率が低い不活性ガスでは効果的に冷却
することができない恐れがある。まだ大きな熱エネルギ
に対処しようとすると大がかシな冷却装置が必要となり
プラントの簡略化、コストの柑 低減が要求されている現六では好ましいとはいえず、さ
らに不活性ガスのかわシに冷却効率の高い水を使用する
方法ヤは、液体す） ＋Ｊウムとの反応が心配される。
本発明の目的とするところはプラントの通常運転時はも
ちろんのこと、冷却材漏洩事故時等の異常時にも効果的
に冷却しプラントの健全性を維持しかつ安全性の向上を
図ることが可能な原子炉格納施設を提供することにある
。
ちろんのこと、冷却材漏洩事故時等の異常時にも効果的
に冷却しプラントの健全性を維持しかつ安全性の向上を
図ることが可能な原子炉格納施設を提供することにある
。
本発明による原子炉格納施設はコンクリート製建屋と、
底壁部および円筒側壁部を有１，７この底梓部および円
筒側壁部を上記コンクリート判建屋内に埋め込すれて股
間され内部に原子炉容器を収容する原子炉格納容器と、
この原子炉格納容器外周の上記コンクリート製建屋内に
設けられ冷却水が通流する冷却配管とを具備した構成で
ある。
底壁部および円筒側壁部を有１，７この底梓部および円
筒側壁部を上記コンクリート判建屋内に埋め込すれて股
間され内部に原子炉容器を収容する原子炉格納容器と、
この原子炉格納容器外周の上記コンクリート製建屋内に
設けられ冷却水が通流する冷却配管とを具備した構成で
ある。
すなわち原子炉格納容器の底壁部および円筒ｆ＋！ｌ
’ｐ＋’１部をコンクリート製建屋内に埋め込みこの円
筒側壁部外周に冷却配管を配設して冷却効率の高い冷却
水を流通させる構成である。
’ｐ＋’１部をコンクリート製建屋内に埋め込みこの円
筒側壁部外周に冷却配管を配設して冷却効率の高い冷却
水を流通させる構成である。
しだがって従来不活性ガスにより冷却していた場合に比
べて冷却効率の高い水により冷却するとと°ができるの
で通常運転時はもちろんのこと冷却材漏洩事故時等の異
常時如も効果的に冷却することができプラントの健全性
を確実に維持することができ安全性を大いに向上させる
ことができる。
べて冷却効率の高い水により冷却するとと°ができるの
で通常運転時はもちろんのこと冷却材漏洩事故時等の異
常時如も効果的に冷却することができプラントの健全性
を確実に維持することができ安全性を大いに向上させる
ことができる。
第１図を参照して本発明の一実施例を説明する。図中符
号１は鋼板製の原子炉格納容器を示す。この原子炉格納
容器１は底壁部２．この底壁部２から立設した円筒側壁
部３およびこの円筒側壁部３上方に設けられた鏡板４と
から構成されている。そして上記原子炉格納容器１は底
壁部２および円筒側壁部３をコンクＩＪ ）製建屋５
に埋め込まれて設置されている。上記原子炉格納容器１
内には原子炉容器６が図示せぬリングガータを介して前
記コンクリート製建屋５に支持されて設けられておシこ
の原子炉容器６とコンクリート製建屋５との間を原子炉
容器室１５としている。この原子炉容器６内には冷却材
としての液体ナトリウム７が収容されておシ上部には開
口６Ａが形成されていて、この開口６Ａを閉塞するよう
にルーフスラブ８が設けられている。そしてこの液体ナ
トリウム７の液面とルーフスラブ８との間にはアルゴン
ガス等の不活性ガスが充填されている。また上記原子炉
容器６内には複数の燃料集合体（図示せず）および制御
棒（図示せず）等から構成された炉心９が炉心支持機構
１０に支持されて収容されている。上記炉心９外周の原
子炉容器６内には中間熱交換器１１および循環ポンプ１
２が前記ルーフスラブ８を貫通して設けられている。ま
だ前記炉心９上方には制御棒駆動機構（図示せず）等よ
りなる炉心上部機構１３が股、けられている。
号１は鋼板製の原子炉格納容器を示す。この原子炉格納
容器１は底壁部２．この底壁部２から立設した円筒側壁
部３およびこの円筒側壁部３上方に設けられた鏡板４と
から構成されている。そして上記原子炉格納容器１は底
壁部２および円筒側壁部３をコンクＩＪ ）製建屋５
に埋め込まれて設置されている。上記原子炉格納容器１
内には原子炉容器６が図示せぬリングガータを介して前
記コンクリート製建屋５に支持されて設けられておシこ
の原子炉容器６とコンクリート製建屋５との間を原子炉
容器室１５としている。この原子炉容器６内には冷却材
としての液体ナトリウム７が収容されておシ上部には開
口６Ａが形成されていて、この開口６Ａを閉塞するよう
にルーフスラブ８が設けられている。そしてこの液体ナ
トリウム７の液面とルーフスラブ８との間にはアルゴン
ガス等の不活性ガスが充填されている。また上記原子炉
容器６内には複数の燃料集合体（図示せず）および制御
棒（図示せず）等から構成された炉心９が炉心支持機構
１０に支持されて収容されている。上記炉心９外周の原
子炉容器６内には中間熱交換器１１および循環ポンプ１
２が前記ルーフスラブ８を貫通して設けられている。ま
だ前記炉心９上方には制御棒駆動機構（図示せず）等よ
りなる炉心上部機構１３が股、けられている。
前記原子炉格納容器１０円筒側壁部３の外周のコンクリ
ート製建屋５内には冷却配管１４が螺旋状に配設されて
いる。この冷却配管１４内には冷却水が流通する構成と
なっている。すなわちこの冷却配管１４内に冷却水を通
流させてコンクリート製建屋５および原子炉格納容器１
内を冷却する構成である。
ート製建屋５内には冷却配管１４が螺旋状に配設されて
いる。この冷却配管１４内には冷却水が流通する構成と
なっている。すなわちこの冷却配管１４内に冷却水を通
流させてコンクリート製建屋５および原子炉格納容器１
内を冷却する構成である。
以上の構成によると通常運転時原子炉容器６内の液体ナ
トリウム７は炉心９を下方から上方に通流し、その際昇
温する。そして中間熱交換器１１内に流入し、そこで２
次冷却系と熱交換して冷却される。冷却された液体ナト
リウム７は中間熱交換器１１から流出して循環ポンプ１
２により加圧され再度炉心９下方に送られる１このよう
な通常運転時において前記液体す） ＩＪウム７から原
子炉容器６を介して原子炉容器室１５に大きな熱エネル
ギが放出される。このとき前記冷却配管１４内には冷却
水が通流しておりコンクリート製建屋５および原子炉格
納容器６内を冷却しているので上記液体す） １７ウム
７から放出される熱エネルギによってコンクリート製建
屋５および原子炉容器室１５内が昇温することはなく上
記冷却水により除熱される。
トリウム７は炉心９を下方から上方に通流し、その際昇
温する。そして中間熱交換器１１内に流入し、そこで２
次冷却系と熱交換して冷却される。冷却された液体ナト
リウム７は中間熱交換器１１から流出して循環ポンプ１
２により加圧され再度炉心９下方に送られる１このよう
な通常運転時において前記液体す） ＩＪウム７から原
子炉容器６を介して原子炉容器室１５に大きな熱エネル
ギが放出される。このとき前記冷却配管１４内には冷却
水が通流しておりコンクリート製建屋５および原子炉格
納容器６内を冷却しているので上記液体す） １７ウム
７から放出される熱エネルギによってコンクリート製建
屋５および原子炉容器室１５内が昇温することはなく上
記冷却水により除熱される。
次に例えば冷却材漏洩事故が発生して原子炉容器６内の
液体ナトリウム７が原子炉容器室１５内に流出した場合
について説明する。このときには前述した通常運転時を
はるかに上回る熱エネルギが放出されるが、冷却配管１
３内を通流する冷却水の量を増大させることにより十分
対処することができコンクリート製建屋５および原子炉
容器室１５内等の昇温を抑制することができ、通常運転
時同様プラントの健全性を確実に確保することができる
。
液体ナトリウム７が原子炉容器室１５内に流出した場合
について説明する。このときには前述した通常運転時を
はるかに上回る熱エネルギが放出されるが、冷却配管１
３内を通流する冷却水の量を増大させることにより十分
対処することができコンクリート製建屋５および原子炉
容器室１５内等の昇温を抑制することができ、通常運転
時同様プラントの健全性を確実に確保することができる
。
す役わち原子炉格納容器１の底壁部２および円筒側壁部
３をコンクリート製建屋５内に埋め込み一体化したこと
によシ熱伝導性が良好と々ったので液体す） ＩＪウム
７と接触する心配のない原子炉格納容器１の外側から冷
却効率の高い水を利用して冷却を行なうことができる。
３をコンクリート製建屋５内に埋め込み一体化したこと
によシ熱伝導性が良好と々ったので液体す） ＩＪウム
７と接触する心配のない原子炉格納容器１の外側から冷
却効率の高い水を利用して冷却を行なうことができる。
そして従来のチッ素ガス等に比べて冷却効率の高い水に
よって冷却を行々うことにより、プラント通常運転時は
もちろんのこと冷ｔｆｌ材漏洩４丁故時等異常時におい
ても効果的に冷却を行なうことができプラントの健全性
および安全性を大いに向上させることができる。また従
来原子炉格納容器１とそれぞれ間隙を有して内側および
外側にコンクリート製建屋を設けていた場合に比べて装
置全体をコンパクトにすることができる。
よって冷却を行々うことにより、プラント通常運転時は
もちろんのこと冷ｔｆｌ材漏洩４丁故時等異常時におい
ても効果的に冷却を行なうことができプラントの健全性
および安全性を大いに向上させることができる。また従
来原子炉格納容器１とそれぞれ間隙を有して内側および
外側にコンクリート製建屋を設けていた場合に比べて装
置全体をコンパクトにすることができる。
さらに原子炉格納容器１をコンク’Ｊ−１１１屋５に一
体に設けたことにより原子炉格納容器１の耐震性をも向
上させることができる。
体に設けたことにより原子炉格納容器１の耐震性をも向
上させることができる。
次に第２図を参照して別の実施例を説明する。
すなわち冷却配管１４下方のコンク’） −ト製建屋５
および原子炉格納容器を貫通して冷却用ガス導入配管１
６を配設して冷却用ガス例えばチッ素ガスを原子炉容器
室１５内に導入する構成である。この場合には冷却配管
１４内を通流する冷却水およびチッ素ガスとの両方によ
り冷却されることに々シよシ効果的に冷却することがで
きる等前記実施例同様の効果を奏することができる。
および原子炉格納容器を貫通して冷却用ガス導入配管１
６を配設して冷却用ガス例えばチッ素ガスを原子炉容器
室１５内に導入する構成である。この場合には冷却配管
１４内を通流する冷却水およびチッ素ガスとの両方によ
り冷却されることに々シよシ効果的に冷却することがで
きる等前記実施例同様の効果を奏することができる。
本発明による原子炉格納施設はコンクリート製建屋と、
底壁部および円筒側壁部を有しこの底壁部および円筒側
壁部を上記コンクリート製建屋内に埋め込まれて投首さ
れ内部処原子炉容器を収容する原子炉格納容器と、この
原子炉格納容器外周の上記コンクリート製建屋内に設け
られ冷却水が通流する冷却配管とを具備した構成である
。
底壁部および円筒側壁部を有しこの底壁部および円筒側
壁部を上記コンクリート製建屋内に埋め込まれて投首さ
れ内部処原子炉容器を収容する原子炉格納容器と、この
原子炉格納容器外周の上記コンクリート製建屋内に設け
られ冷却水が通流する冷却配管とを具備した構成である
。
すなわち原子炉格納容器の底壁部および円筒側壁部をコ
ンクリート製建屋内に埋め込みこの円筒側壁部外周に冷
却配管１３内［７て冷７ａｌ効率の高い冷却水を通流さ
せる構成である。
ンクリート製建屋内に埋め込みこの円筒側壁部外周に冷
却配管１３内［７て冷７ａｌ効率の高い冷却水を通流さ
せる構成である。
したがって従来不活性ガスにより冷却していた場合に比
べて冷却効率の高い水により冷却することができるので
通常運転時はもちろんのこと冷却材漏洩事故時等の異常
時にも効果的に冷却することができプラントの健全性を
確実に維持することができ安全性を大いに向上させるこ
とができる等その効果は大である。
べて冷却効率の高い水により冷却することができるので
通常運転時はもちろんのこと冷却材漏洩事故時等の異常
時にも効果的に冷却することができプラントの健全性を
確実に維持することができ安全性を大いに向上させるこ
とができる等その効果は大である。
第１図は本発明の一実施例を示す原子炉格納施設の縦断
面図、第２図は別の実施例を示す同上図である。 １・・・原子炉格納容器、２・・・原子炉格納容器の底
壁部、３・・・原子炉格納容器の円筒側壁部、５・・・
コンクリート製建屋、６・・・原子炉容器、Ｉ４・・・
冷却配管。
面図、第２図は別の実施例を示す同上図である。 １・・・原子炉格納容器、２・・・原子炉格納容器の底
壁部、３・・・原子炉格納容器の円筒側壁部、５・・・
コンクリート製建屋、６・・・原子炉容器、Ｉ４・・・
冷却配管。
Claims (2)
- （１） コンクリート製建屋と、底壁部および円筒側
壁部を有しこの底壁部および円筒側壁部を上記コンクリ
ート製建屋内に埋め込まれて設置され内部に原子炉容器
を収容する原子炉格納容器と、この原子炉格納容器外周
の上記コンクリート製建屋内に設けられ冷却水が流通す
る冷却配管とを具備したことを特徴とする原子炉格納施
設。 - （２）上記冷却配管は原子炉格納容器外周に螺旋状に配
設されたことを特徴とする特許請求の節１間第１項記載
の原子炉格納施設。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57164247A JPS5952788A (ja) | 1982-09-21 | 1982-09-21 | 原子炉格納施設 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57164247A JPS5952788A (ja) | 1982-09-21 | 1982-09-21 | 原子炉格納施設 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5952788A true JPS5952788A (ja) | 1984-03-27 |
Family
ID=15789467
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57164247A Pending JPS5952788A (ja) | 1982-09-21 | 1982-09-21 | 原子炉格納施設 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5952788A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2022109492A (ja) * | 2021-01-15 | 2022-07-28 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉格納容器の冷却システム |
-
1982
- 1982-09-21 JP JP57164247A patent/JPS5952788A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2022109492A (ja) * | 2021-01-15 | 2022-07-28 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉格納容器の冷却システム |
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