JPS60181686A - Vaccum breaker - Google Patents

Vaccum breaker

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JPS60181686A
JPS60181686A JP59039002A JP3900284A JPS60181686A JP S60181686 A JPS60181686 A JP S60181686A JP 59039002 A JP59039002 A JP 59039002A JP 3900284 A JP3900284 A JP 3900284A JP S60181686 A JPS60181686 A JP S60181686A
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JP
Japan
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pipe
pool water
gas phase
wet well
side gas
Prior art date
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Pending
Application number
JP59039002A
Other languages
Japanese (ja)
Inventor
高史 仲山
山成 省三
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Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
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Filing date
Publication date
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Publication of JPS60181686A publication Critical patent/JPS60181686A/en
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    • 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

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  • 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。
(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は、圧力抑制型原子炉格納容器の真空破壊装置、
さらに詳細には、原子炉冷却系配管の破断にともなう冷
却材喪失事故(1oss ofcooLantacci
dent :以下、LOCAと称す)が万一発生した場
合に、格納容器内の健全性を維持する真空破壊装置に関
するものである。
[Detailed Description of the Invention] [Field of Application of the Invention] The present invention relates to a vacuum breaking device for a pressure suppression type reactor containment vessel,
More specifically, a loss of coolant accident due to a rupture in a reactor cooling system piping
The present invention relates to a vacuum breaking device that maintains the integrity of a containment vessel in the event that a dent (hereinafter referred to as LOCA) occurs.

〔発明の背景〕[Background of the invention]

第1図に従来型(圧力抑制型)原子炉格納容器の内部構
造を示す。原子炉格納容器1は、ダイアフラムフロア4
を介してドライウェル2とウェットウェル3とに仕切ら
れており、ウェットウェル3内には、サプレッションプ
ール水5が貯えられ、ドライウェル2とウェットウェル
3とは、プール水5中に下端開口部を水没させた複数本
のベント管6,6・・・を介して接続されている。図中
、7はベンド管6に設けられた真空破壊弁を示し、真空
破壊弁7は、ウェットウェル何気相部8内に位置してい
る。
Figure 1 shows the internal structure of a conventional (pressure suppression type) reactor containment vessel. The reactor containment vessel 1 has a diaphragm floor 4
The wet well 3 is divided into a dry well 2 and a wet well 3 through a wet well 3. Suppression pool water 5 is stored in the wet well 3, and the dry well 2 and wet well 3 have a bottom opening in the pool water 5. are connected via a plurality of vent pipes 6, 6, . . . which are submerged in water. In the figure, numeral 7 indicates a vacuum break valve provided in the bend pipe 6, and the vacuum break valve 7 is located within the wet well gas phase section 8.

以上の構成において、原子炉冷却系配管の破断にともな
って万−LOCAが発生した場合、格納容七:第1内の
圧力変化特性は大略下記のとおりとなる(なお、LOC
八発へ時における格納容器1内の圧力変化特性を第2図
に示す)。
In the above configuration, if a 10,000-LOCA occurs due to a rupture in the reactor cooling system piping, the pressure change characteristics in containment volume 7:1 will be approximately as follows (in addition, the LOCA
(Figure 2 shows the pressure change characteristics inside the containment vessel 1 during eight shots).

(1)原子炉冷却系配管の破断にともない、圧力容器内
の冷却材は、−次系配管の破断口を通って格納料器1の
ドライウェル2内にブローダウンし、ドライウェル2内
の温度と圧力とを上昇させる(第2図−■)。
(1) With the rupture of the reactor cooling system piping, the coolant in the pressure vessel blows down into the dry well 2 of the containment vessel 1 through the rupture port of the secondary system piping, and Increase the temperature and pressure (Fig. 2-■).

(2) ドライウェル2内の圧力上昇にともない、ベン
ト管6内に存在している非凝縮性のガスがサプレッショ
ンプール水5中に押し出され、次いでドライウェル2内
の蒸気がプール水5中に排出される。ベント管6からプ
ール水5中に排出された非凝縮性ガスは、ウェットウェ
ル側気相部8に移行し、ドライウェル2からプール水5
中に排出された蒸気は、プール水5によって凝縮される
。しだがって、ウェットウェル3内の温度と圧力とが上
昇する(第2図−■)。
(2) As the pressure in the dry well 2 increases, the non-condensable gas present in the vent pipe 6 is pushed out into the suppression pool water 5, and then the steam in the dry well 2 is pushed out into the pool water 5. It is discharged. The non-condensable gas discharged from the vent pipe 6 into the pool water 5 moves to the wet well side gas phase section 8 and flows from the dry well 2 into the pool water 5.
The steam discharged into the tank is condensed by the pool water 5. Therefore, the temperature and pressure inside the wet well 3 rise (Fig. 2-■).

(3)圧力容器内の冷却材が流出するにつれ、原子炉圧
力は減少し、これにともない、ドライウェル2内にブロ
ーダウンする冷却材のエネルギーも減少する。ドライウ
ェル2内にブローダウンした冷却材t−1:、ベント管
6を通ってサプレッションプール水5中に流出し続ける
が、ドライウェル2内にブローダウンする冷却材のエネ
ルギーがベント管6から排出される冷却材の排出エネル
ギーよシも小さくなると、ドライウェル2内の温度と圧
力とが下降し始める(第2図−■)。
(3) As the coolant in the pressure vessel flows out, the reactor pressure decreases, and the energy of the coolant blowing down into the dry well 2 decreases accordingly. The coolant t-1 blown down into the dry well 2 continues to flow out into the suppression pool water 5 through the vent pipe 6, but the energy of the coolant blown down into the dry well 2 is discharged from the vent pipe 6. As the discharge energy of the coolant becomes smaller, the temperature and pressure inside the dry well 2 begin to decrease (Fig. 2-■).

(4)ベント管6からサプレッションプール水5中に排
出される冷却材の排出量は、ドライウェル2内の圧力減
少にともなって低下してくるので、ウェットウェル側気
相部8とドライウェル2間の圧力差は、ベント管6の水
頭差圧に近づいてくる(第2図−■)。
(4) Since the amount of coolant discharged from the vent pipe 6 into the suppression pool water 5 decreases as the pressure inside the dry well 2 decreases, The pressure difference between them approaches the head differential pressure of the vent pipe 6 (Fig. 2-■).

(5)LOCA発生後、緊急炉心冷却系によって炉心が
再冠水されると、あふれた水が一次系配管の破断口から
ドライウェル2内に流出してくるので、ドライウェル2
内の蒸気が凝縮される。ドライウェル2内の蒸気が凝縮
されると、ドライウェル2とウェットウェル3とを結ぶ
真空破壊弁7が作動し、LOC八発へ後ウェつトウェル
側気相部8に移行していた空気がドライウェル2内に戻
される(第2図−■)。
(5) After a LOCA occurs, when the core is re-flooded by the emergency core cooling system, the overflow water flows into the dry well 2 from the break in the primary system piping.
The steam inside is condensed. When the steam in the dry well 2 is condensed, the vacuum breaker valve 7 connecting the dry well 2 and wet well 3 is activated, and the air that has migrated to the wet well side gas phase 8 after entering the LOC eight is released. It is returned to the dry well 2 (Fig. 2-■).

(6)続いて、残留熱除去系(re5idual he
alremoval system :以下、RHRと
称す)熱交換器が作動し、RHRHR熱交換器って冷却
されたサプレッションプール水5は、格納容器スプレィ
によってドライウェル2内とウェットウェル側気相部8
とに散布される(第2図−■)。
(6) Next, the residual heat removal system (re5idual he
alremoval system (hereinafter referred to as RHR) heat exchanger is activated, and the suppression pool water 5 cooled by the RHRHR heat exchanger is transferred to the inside of the dry well 2 and the wet well side gas phase part 8 by the containment vessel spray.
(Fig. 2-■).

(7)炉内の発生熱量がRHR,熱交換器の除去熱量よ
りも大きい間、格納容器1内の温度と圧力とが徐々に増
加する(第2図−■)。
(7) While the amount of heat generated in the reactor is larger than the amount of heat removed by the RHR and heat exchanger, the temperature and pressure inside the containment vessel 1 gradually increase (Fig. 2-■).

(8)炉内における崩壊熱の減少により、轟該炉内の発
生熱量がR,HR熱交換器の除去熱量以下となると、格
納容器1内の温度と圧力とが徐々に低下する。
(8) When the amount of heat generated in the reactor becomes less than the amount of heat removed by the R and HR heat exchangers due to the decrease in decay heat within the reactor, the temperature and pressure within the containment vessel 1 gradually decrease.

ここで、LOCA発生時における真空破壊弁7の作動に
ついて、第3図および第4図を用いて詳細に説明すると
、LOCAが発生した場合、ドライウェル2内の蒸気は
、ベント管6を介してウェットウェル3のサプレッショ
ンプール水5中に送す込まれ、プール水5によって凝縮
作用をうける。その際、ベント管6内に存在している非
凝縮性のガスは、プール水5中に排出され、この非凝縮
性ガスの排出によってプール水5の液面は上昇しくプー
ルスウェル現象)、ウェットウェル3内の圧力がドライ
ウェル2内の圧力よりも高くなり、ベント管6に設けら
れている真空破壊弁7が開弁する(第4図(イ)および
(ロ)の符号X部参照)。上記したプールスウェルの後
、ベント管6からは、長時間にわたって蒸気が排出され
るが、tの状態において、ベント管6の下端開口部(出
口)では、不連続的に蒸気が凝縮するため(チャギング
現象)、ベント管6内の圧力も不連続的に変動する。し
かして、上記したベント管6内の不連続的な圧力変動に
よって、ウェットウェル3内の圧力がドライウェル2内
の圧力よシも高くなると、プールスウェル時と同様、真
空破壊弁7が開弁するが(第4図(イ)および(ロ)の
符号Y部参照)、チャギング時における真空破壊弁7の
開弁動作は数百回程度におよぶ。このため、従来におい
ては、チャギング過程における数百回もの開弁動作に十
分耐え得るよう、真空破壊弁7を堅牢でしかも精度よく
設計、製作する必要があシ、原子炉の健全性を維持する
観点からは、上記真空破壊弁7を逐次交換しなければな
らず、メンテナンスに必要とする労力と費用とは多大な
ものがあった。
Here, the operation of the vacuum breaker valve 7 when a LOCA occurs will be explained in detail using FIGS. 3 and 4. When a LOCA occurs, the steam in the dry well 2 is It is sent into the suppression pool water 5 of the wet well 3 and is subjected to a condensation effect by the pool water 5. At this time, the non-condensable gas present in the vent pipe 6 is discharged into the pool water 5, and due to the discharge of this non-condensable gas, the liquid level of the pool water 5 rises (pool swell phenomenon). The pressure in the well 3 becomes higher than the pressure in the dry well 2, and the vacuum breaker valve 7 provided in the vent pipe 6 opens (see section X in FIGS. 4(a) and 4(b)). . After the pool swell described above, steam is discharged from the vent pipe 6 for a long time, but in the state t, the steam condenses discontinuously at the lower end opening (exit) of the vent pipe 6 ( chugging phenomenon), the pressure inside the vent pipe 6 also fluctuates discontinuously. When the pressure in the wet well 3 becomes higher than the pressure in the dry well 2 due to the discontinuous pressure fluctuations in the vent pipe 6, the vacuum breaker valve 7 opens as in the case of a pool swell. However, (see section Y in FIGS. 4A and 4B), the opening operation of the vacuum breaker valve 7 during chugging is approximately several hundred times. For this reason, in the past, it was necessary to design and manufacture the vacuum breaker valve 7 to be robust and precise enough to withstand hundreds of valve opening operations during the chugging process, thereby maintaining the integrity of the reactor. From this point of view, the vacuum breaker valve 7 has to be replaced one after another, and the effort and cost required for maintenance are enormous.

〔発明の目的〕[Purpose of the invention]

本発明は、上記した従来技術の問題点を解決すべく、種
々検討を重ねだ結果なされたものであって、その目的と
するところは、LOC八発へに際し、プールスウェル時
には作動するが、プールスウェルの後に続くチャギング
時にあっては、従来の真空破壊弁のごとき数百回にもお
よぶ連続動作を回避することのできる、従来にない新規
な構造の真空破壊装置を提供しようとするものである。
The present invention was made as a result of various studies in order to solve the above-mentioned problems of the prior art. At the time of chugging that follows a swell, the present invention aims to provide a vacuum breaker device with an unprecedented new structure that can avoid hundreds of continuous operations like conventional vacuum breaker valves. .

〔発明の概要〕[Summary of the invention]

上記目的を達成するため、本発明は、圧力抑制型原子炉
格納容器のドライウェルとウェットウェル側気相部との
間にプール水を貯え、ウェットウェル側気相部に一端を
開口するパイプの他端を上記プール水中に開口してなる
ことを特徴とするものである。
In order to achieve the above object, the present invention stores pool water between a dry well and a wet well side gas phase part of a pressure suppression type reactor containment vessel, and a pipe having one end opened in the wet well side gas phase part. It is characterized in that the other end is opened into the pool water.

〔発明の実施例〕[Embodiments of the invention]

以下、本発明を、第5図の一実施例にもとづいて説明す
ると、同図は本発明装置を組み込んだ圧力抑制型原子炉
格納容器の内部構造を示し、第1図と同一符号は同一部
分、すなわち1は格納容器全体の総称、2はドライウェ
ル、3はウェットウェル、4はダイアフラムフロア、6
はベント管、8はウェットウェル側気相部で、本発明に
おいては、格納容器1のドライウェル2とウェットウェ
ル側気相部8との間にプール水10を貯え、ウェットウ
ェル側気相部8に一端を開口するパイプ11の他端を上
記プール水10中に開口したことを要旨とするものであ
る。なお、第5図の実施例においては、格納容器1の壁
部とダイアフラムフロア4との境に環状プール9を設け
、かつウェットウェル側気相部8とプール水10との間
を結ぶパイプ11を二重管11a、llbで構成し、上
記二重管tia、 1tbの内側管11aをプール底壁
9aと一体成形して、その下端開口部をウェットウェル
側気相部8に臨ませるとともに、上記二重Wi’ta、
llbの内側管通路12と外側管通路13とを連通し、
外側管11bの開口部をプール水10中に臨ませた場合
を示した。図中、11Cはウェットウェル側気相部8と
プール水10との間を結ぶパイプ11の途中に設けた拡
張部を示している。
Hereinafter, the present invention will be explained based on an embodiment of FIG. 5. This figure shows the internal structure of a pressure suppression type reactor containment vessel incorporating the device of the present invention, and the same reference numerals as in FIG. 1 indicate the same parts. In other words, 1 is a general term for the entire containment vessel, 2 is a dry well, 3 is a wet well, 4 is a diaphragm floor, and 6 is a general term for the entire containment vessel.
8 is a vent pipe, and 8 is a gas phase part on the wet well side. In the present invention, pool water 10 is stored between the dry well 2 of the containment vessel 1 and the gas phase part 8 on the wet well side. The gist is that one end of the pipe 11 is opened at 8, and the other end of the pipe 11 is opened into the pool water 10. In the embodiment shown in FIG. 5, an annular pool 9 is provided at the boundary between the wall of the containment vessel 1 and the diaphragm floor 4, and a pipe 11 is provided between the wet well side gas phase section 8 and the pool water 10. is composed of double pipes 11a and llb, and the inner pipe 11a of the double pipes tia and 1tb is integrally molded with the pool bottom wall 9a, and its lower end opening faces the wet well side gas phase part 8, The above double Wi'ta,
communicating the inner tube passage 12 and the outer tube passage 13 of llb,
A case is shown in which the opening of the outer tube 11b faces into the pool water 10. In the figure, 11C indicates an expanded part provided in the middle of the pipe 11 connecting the wet well side gas phase part 8 and the pool water 10.

以上の構成において、原子炉冷却系配管の破断にともな
うLOCAが万一発生した場合、ドライウェル2内の圧
力は、ウェットウェル3内の圧力よシも高くなるため、
パイプ11内の水位が上昇するが、パイプ11の途中に
は、拡張部11Cが設けられているため、ドライウェル
2内に位置するパイプ11の長さをそれほど長くしなく
とも、プール水10がウェットウェル3内に流れ込むの
を防止でき、装置のコンパクト化に寄与する。しかして
、ドライウェル2内の圧力上昇にともない、当該ドライ
ウェル2内の蒸気が、ベント管6を介してウェットウェ
ル3のサプレッションプール水中に送シ込まれ、当該プ
ール水によって凝縮作用をうけるが、これに先立ち、ベ
ント管6内に存在している非凝縮性ガスがサプレッショ
ンプール水中に排出され、この非凝縮性ガスの排出によ
ってサプレッションプール水の液面は上昇しく フ−ル
スウエル現象)、ウェットウェル3内の圧力がドライウ
ェル2内の圧力よシも高くなると、ウェットウェル何気
相部8内の空気は、パイプ11の水浸部水頭差圧力を越
えてドライウェル2内に流入する。なお、圧力抑制型原
子炉格納容器内に組み込まれている従来型真空破壊弁の
作動差圧は0.5ps id (pound per 
5qUare 1nch differential)
以下とされているが、本発明においては、パイプ11の
水浸部水頭差圧力を0.5psidに設定してこれを上
記本発明装置の作動差圧、すなわちベントクリア値とし
、かつプール水10の最高水位(第5図に符号t1で示
す)をベント管6の入口高さく第5図に符号t2で示す
)と一致させれば、LOCA発生に際してダイアフラム
フロア4に流出した水が環状プール9内に流れ込んでも
、上記したベントクリア値を常に0.5psid以下に
保つことができる。
In the above configuration, if a LOCA occurs due to a rupture in the reactor cooling system piping, the pressure in the dry well 2 will be higher than the pressure in the wet well 3.
Although the water level in the pipe 11 rises, since the expansion part 11C is provided in the middle of the pipe 11, the pool water 10 can be raised without increasing the length of the pipe 11 located in the dry well 2. This can prevent the liquid from flowing into the wet well 3, contributing to making the device more compact. As the pressure within the dry well 2 increases, the steam within the dry well 2 is sent into the suppression pool water of the wet well 3 via the vent pipe 6 and is condensed by the pool water. , Prior to this, the non-condensable gas present in the vent pipe 6 is discharged into the suppression pool water, and due to the discharge of this non-condensable gas, the liquid level of the suppression pool water rises (false well phenomenon), wet. When the pressure in the well 3 becomes higher than the pressure in the dry well 2, the air in the wet well gas phase section 8 flows into the dry well 2 over the head differential pressure of the water immersion section of the pipe 11. The operating pressure differential of the conventional vacuum breaker valve built into the pressure suppression type reactor containment vessel is 0.5 ps id (pound per
5qUare 1nch different)
However, in the present invention, the head differential pressure of the water immersion part of the pipe 11 is set to 0.5 psid, and this is the operating differential pressure of the device of the present invention, that is, the vent clear value, and the pool water 10 If the highest water level (indicated by the symbol t1 in FIG. 5) is made to match the inlet height of the vent pipe 6 (indicated by the symbol t2 in FIG. Even if the gas flows into the interior, the vent clear value described above can always be maintained at 0.5 psid or less.

上記したプールスウェル現象以後、ベント管6からは、
長時間にわたって蒸気が放出され、ベント管6の出口で
は、不連続的に蒸気が凝縮され、いわゆるチャギング現
象がみられるが、LOCA少ないこの時期において、ウ
ェットウェル何気相部8内の空気がドライウェル2内に
流入する、いわゆるベントクリア現象はみられない。
After the pool swell phenomenon described above, from the vent pipe 6,
Steam is released over a long period of time and is discontinuously condensed at the outlet of the vent pipe 6, resulting in a so-called chugging phenomenon.However, at this time of year when LOCA is low, the air in the wet well gas phase section 8 is dry. There is no so-called vent clear phenomenon in which water flows into well 2.

第6図に本発明装置の他の実施例を示す。第6図におい
て、第5図と同一符号は同一部分を示し、第6図の実施
例においては、ウェットウェル側気相部8とプール水1
0との間を結ぶパイプ11を二重管とすることなく、そ
の一端開口部を、ダイアフラムフロア4を貫通してウェ
ットウェル側気相部8に臨ませる場合を示した。
FIG. 6 shows another embodiment of the device of the present invention. In FIG. 6, the same symbols as in FIG. 5 indicate the same parts, and in the embodiment of FIG. 6, the wet well side gas phase part 8 and the pool water 1
A case is shown in which the pipe 11 connecting between the pipe 11 and the pipe 11 is not made into a double pipe, but one end of the pipe 11 is made to penetrate the diaphragm floor 4 and face the wet well side gas phase part 8.

第7図に本発明装置のさらに他の実施例を示す。FIG. 7 shows still another embodiment of the device of the present invention.

第7図において、第6図と同一符号は同一部分を示し、
第7図の実施例においては、ウェットシェル側気相部8
とプール水10との間を結ぶパイプ11の一端開口部を
、ベント管6内の通路を介してウェットウェル側気相部
8に臨ませる場合を示した。
In FIG. 7, the same symbols as in FIG. 6 indicate the same parts,
In the embodiment shown in FIG. 7, the wet shell side gas phase section 8
A case is shown in which one end opening of the pipe 11 connecting between the pool water 10 and the pool water 10 is made to face the wet well side gas phase part 8 via a passage in the vent pipe 6.

しかして、第5図に示す実施例と第7図に示す実施例と
にあっては、第6図に示す実施例に比べて、ダイアフラ
ムフロア貢通孔の数を少なくすることができるので、ダ
イアフラムフロア4の強度が低下したシ、断熱性が損な
われるといった問題はなく、上記問題を解決するための
手轟を特に必要としない。
Therefore, in the embodiment shown in FIG. 5 and the embodiment shown in FIG. 7, the number of diaphragm floor tributary holes can be reduced compared to the embodiment shown in FIG. There is no problem that the strength of the diaphragm floor 4 is reduced or the heat insulation is impaired, and no special efforts are required to solve the above problems.

〔発明の効果〕〔Effect of the invention〕

本発明は以上のごときであシ、本発明に係る真空破壊装
置は、原子炉冷却系配管の破断にともなうLOCA発生
に際し、プールスウェル時には作動するが、プールスウ
ェルの後に続くチャギング時にあっては、従来の真空破
壊弁のごとき数百回にもおよぶ連続動作を回避すること
ができるものであり、しかも真空破壊弁のごとき機械的
駆動部分を有していないから、その信頼性は高く、メン
テナンスフリーを容易に実現できるものであって、本発
明によれば、従来にない新規な構造の真空破壊装置を得
ることができる。
The present invention is as described above, and the vacuum breaker according to the present invention operates during pool swell when LOCA occurs due to rupture of reactor cooling system piping, but during chugging following pool swell. It can avoid the continuous operation of hundreds of times as with conventional vacuum breaker valves, and since it does not have mechanically driven parts like vacuum breaker valves, it is highly reliable and maintenance-free. According to the present invention, it is possible to easily realize a vacuum breaking device with a novel structure that has never existed before.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of the drawing]

第1図は従来型(圧力抑制型)原子炉格納容器の内部構
造を示す縦断面図、第2図は冷却材喪失事故時における
格納容器内の圧力変化特性線図、第3図は第1図の一部
拡大図、第4図(イ)および(ロ)は冷却材喪失事故に
おける真空破壊弁の作動圧力特性線図、第5図は本発明
に係る真空破壊装置の一実施例を示す縦断面図、第6図
および第7図はいずれも本発明装置の他の実施例を示す
縦断面図である。 1・・・原子炉格納容器、2・・・ドライウェル、3・
・・ウェットウェル、4・・・ダイアフラムフロア、6
・・・ベント管、8・・・ウェットウェル側気相部、9
・・・環状プール、9a・・・プールJjl壁、10・
・・7’−#水、11・・・パイプ、lla・・・内側
管、iib・・・外側管、11C・・・拡張部、12・
・・内側管通路、13・・・外側管通路。 代理人 弁理士 長崎博男 (ほか1名) 狛4図 千5図
Figure 1 is a vertical cross-sectional view showing the internal structure of a conventional (pressure suppression type) reactor containment vessel, Figure 2 is a pressure change characteristic diagram inside the containment vessel during a loss of coolant accident, and Figure 3 is A partially enlarged view of the figure, Figures 4 (a) and (b) are operating pressure characteristic diagrams of the vacuum breaker valve in a coolant loss accident, and Figure 5 shows an embodiment of the vacuum breaker device according to the present invention. The longitudinal sectional view, FIG. 6, and FIG. 7 are all longitudinal sectional views showing other embodiments of the device of the present invention. 1...Reactor containment vessel, 2...Dry well, 3.
...Wetwell, 4...Diaphragm floor, 6
...Vent pipe, 8...Wetwell side gas phase section, 9
...Circular pool, 9a...Pool Jjl wall, 10.
...7'-#Water, 11...Pipe, lla...Inner pipe, iib...Outer pipe, 11C...Expansion part, 12.
...Inner pipe passage, 13...Outer pipe passage. Agent Patent Attorney Hiroo Nagasaki (and 1 other person) Koma 4 Zu Sen 5 Zu

Claims (1)

【特許請求の範囲】 1、圧力抑制型原子炉格納容器のドライウェルとウェッ
トウェル側気相部との間にプール水を貯えウェットウェ
ル側気相部に一端を開口するパイプの他端を上記プール
水中に開口してなることを特徴とする真空破壊装置。 2、特許請求の範囲第1項記載の発明に訃いて、ウェッ
トウェル側気相部とプール水との間を結ぶパイプを二重
管で構成し、上記二重管の内側管をプール底壁と一体成
形して、その下端開口部をウェットウェル側気相部に臨
ませるとともに、上記二重管の内側管通路と外側管通路
とを連通し、外側管の開口部をプール水中に臨ませた真
空破壊装置。 3、特許請求の範囲第1項記載の発明において、一端を
プール水中に開口したパイプの他端を、ダイアフラムフ
ロアに取り付けられているベント管内通路を介してウェ
ットウェル側気相部に開口した真空破壊装置。 4、特許請求の範囲第1項ないし第3項のいずれかに記
載の発明において、ウェットウェル側気相部とプール水
との間を結ぶパイプの途中に拡張部を有する真空破壊装
置。 5、特許請求の範囲第1項ないし第4項のいずれかに記
載の発明において、ドライウェルとウェットウェル側気
相部との間に貯えられているプール水の最高水位を、ダ
イアフラムフロアに取り付けられているベント管の入口
高さと一致させた真空破壊装置。
[Claims] 1. Pool water is stored between the dry well and the wet well side gas phase part of the pressure suppression type reactor containment vessel, and one end of the pipe is opened to the wet well side gas phase part, and the other end of the pipe is as described above. A vacuum breaking device characterized by opening into pool water. 2. In accordance with the invention set forth in claim 1, the pipe connecting the wet well side gas phase part and the pool water is constructed of a double pipe, and the inner pipe of the double pipe is connected to the bottom wall of the pool. The lower end opening faces the wet well side gas phase part, and the inner pipe passage and the outer pipe passage of the double pipe are communicated, and the opening of the outer pipe faces the pool water. Vacuum breaking device. 3. In the invention set forth in claim 1, a vacuum is provided in which one end of the pipe is opened into the pool water and the other end is opened into the gas phase part on the wet well side through a passage in the vent pipe attached to the diaphragm floor. Destructive device. 4. In the invention according to any one of claims 1 to 3, the vacuum breaking device has an expanded part in the middle of the pipe connecting the wet well side gas phase part and the pool water. 5. In the invention according to any one of claims 1 to 4, the highest water level of the pool water stored between the dry well and the wet well side gas phase section is attached to the diaphragm floor. Vacuum breaking device matched to the inlet height of the vent pipe.
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2009145342A (en) * 2007-12-14 2009-07-02 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Passive check valve system

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* Cited by examiner, † Cited by third party
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