JPS6031092A - 原子炉格納容器 - Google Patents
原子炉格納容器Info
- Publication number
- JPS6031092A JPS6031092A JP58137734A JP13773483A JPS6031092A JP S6031092 A JPS6031092 A JP S6031092A JP 58137734 A JP58137734 A JP 58137734A JP 13773483 A JP13773483 A JP 13773483A JP S6031092 A JPS6031092 A JP S6031092A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- spray
- containment vessel
- water
- wall
- reactor
- 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
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (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】
〔発明の利用分野〕
本発明は事故時放出される放出放射能を格納する格納容
器に係シ、特に格納容器内機器を保護するのに好適な外
冷却型格納容器に関する。
器に係シ、特に格納容器内機器を保護するのに好適な外
冷却型格納容器に関する。
従来例を第１図によシ説明する。
図に示すように、原子炉格納容器２（以下ＰＣｖと略称
する）にはＰＯＹ３を減圧・冷却するために、ＰＯＹ３
の下部のサプレッションプール水５をポンプ６で汲み上
げ、ＰＯＹ３の内側に設置された格納容器スプレィヘッ
ダー４から構成される格納容器スプレイクステムがある
。
する）にはＰＯＹ３を減圧・冷却するために、ＰＯＹ３
の下部のサプレッションプール水５をポンプ６で汲み上
げ、ＰＯＹ３の内側に設置された格納容器スプレィヘッ
ダー４から構成される格納容器スプレイクステムがある
。
格納容器スプレィシステムは、原子炉の事故時において
、ＰＯＹ３内に放出された蒸気を凝縮し炉心から放出さ
れる恐れのある核分裂生成物を、除染（Ｗａｓｈ ｏｕ
ｔ ）することを目的としている。
、ＰＯＹ３内に放出された蒸気を凝縮し炉心から放出さ
れる恐れのある核分裂生成物を、除染（Ｗａｓｈ ｏｕ
ｔ ）することを目的としている。
従ってＰＯＹ３の圧力高信号や原子炉３水位低信号で事
故を検出した時、運転員はボ／プロを起動し、パルプを
手動間することによシサプレッショ／プール水５をＰＣ
Ｖ２空間に一様にスプレィする。
故を検出した時、運転員はボ／プロを起動し、パルプを
手動間することによシサプレッショ／プール水５をＰＣ
Ｖ２空間に一様にスプレィする。
しかるに、格納容器スプレィシステムを一旦使用すると
、ＰＣｖｚ内の機器が水浸しとなシ再使用が困難になる
と考えられる。従って財産保護の観点から運転員の岨操
作が懸念され、運転員の操作に圧迫を与えていた。
、ＰＣｖｚ内の機器が水浸しとなシ再使用が困難になる
と考えられる。従って財産保護の観点から運転員の岨操
作が懸念され、運転員の操作に圧迫を与えていた。
特ＶｃＰＣＶ２内漏洩事象を想定した場合、ＰＣＶ２内
圧抑制及び核分裂生成物除去の観点からは格納容器スプ
レィの作動が望ましいが財産保護の観点からは作動を回
避したいという予備が生じる。
圧抑制及び核分裂生成物除去の観点からは格納容器スプ
レィの作動が望ましいが財産保護の観点からは作動を回
避したいという予備が生じる。
現在の格納容器スプレィシステムを用いて、冷却材喪失
事故時、ＰＣＶ２内圧力抑圧力抑制射性ヨウ素除去は十
分可能である。しかしその使用にあたっては、財産保護
の観点から、誤操作が許されず、非常に運転員の判断が
難しいものとなっている。
事故時、ＰＣＶ２内圧力抑圧力抑制射性ヨウ素除去は十
分可能である。しかしその使用にあたっては、財産保護
の観点から、誤操作が許されず、非常に運転員の判断が
難しいものとなっている。
本発明の目的は従来の格納容器の機能、効果を維持しつ
つ、かつ事故が生じても内部機器が使用不能とならない
財産保護の機能を持った経済的な格納容器を提供するこ
とにある。
つ、かつ事故が生じても内部機器が使用不能とならない
財産保護の機能を持った経済的な格納容器を提供するこ
とにある。
本発明は従来の格納容器スプレィによシ格納容器雰囲気
を直接冷却する代シに、格納容器壁面を外から冷却する
ようにし、内部機器のスプレィ水（ による水没杖を防止したものである。
を直接冷却する代シに、格納容器壁面を外から冷却する
ようにし、内部機器のスプレィ水（ による水没杖を防止したものである。
〔発明の実施例〕
以下、本発明の一実施例を第２図によシ説明する。
本発明のシステムはＰＯＹ３と燃料貯蔵プール水１１の
水をＰＣＶ２外壁にスプレィするスプレィへラダ４、こ
れらを接続する配管、及びパルプ９、スプレィ水を受け
る受け皿１２、スプレィ水を貯溜するタンク１３、及び
貯溜タンク１３に溜まったスプレィ水をもとの燃料貯蔵
プール１１に汲み上げるポンプ６から成る。
水をＰＣＶ２外壁にスプレィするスプレィへラダ４、こ
れらを接続する配管、及びパルプ９、スプレィ水を受け
る受け皿１２、スプレィ水を貯溜するタンク１３、及び
貯溜タンク１３に溜まったスプレィ水をもとの燃料貯蔵
プール１１に汲み上げるポンプ６から成る。
冷却材喪失事故時ＰＣＶ２圧力高、あるいは原子炉圧力
容器３水位低の信号によシパルブ９を開く。すると燃料
貯蔵プール１１の水が原子炉建屋１に設置されたスプレ
ィヘッダ４に導びかれ、スプレィヘッダ４から散水しＰ
ＣＶ２外壁を伝わって落下する。落下した水はサプレッ
ションチェンバ８の外壁に設置された受け皿１２でキャ
ッチされ、更にタンク１３に導びかれる。タンク１３に
は水位針が設置されておシその信号はポンプ６に伝わる
。ポンプ６は水位計の信号を受けて起動しスプレィ水を
燃料貯蔵プール１１に戻す。タンク１３の水位が低下す
るとポンプ６は停止する。ポンプ６はこのように０Ｎ−
ＯＦＦ運転をく如返す。
容器３水位低の信号によシパルブ９を開く。すると燃料
貯蔵プール１１の水が原子炉建屋１に設置されたスプレ
ィヘッダ４に導びかれ、スプレィヘッダ４から散水しＰ
ＣＶ２外壁を伝わって落下する。落下した水はサプレッ
ションチェンバ８の外壁に設置された受け皿１２でキャ
ッチされ、更にタンク１３に導びかれる。タンク１３に
は水位針が設置されておシその信号はポンプ６に伝わる
。ポンプ６は水位計の信号を受けて起動しスプレィ水を
燃料貯蔵プール１１に戻す。タンク１３の水位が低下す
るとポンプ６は停止する。ポンプ６はこのように０Ｎ−
ＯＦＦ運転をく如返す。
一方、ＰＣｖ２内圧力上昇抑制の蒸気凝縮については、
ＰＣＶ２壁面が燃料貯蔵プール１１の水によシ冷却され
ているので蒸気はＰＣＶ２壁面で凝縮する。凝縮効果は
直接スプレィ水が蒸気中に散水されるわけではないので
長手時間遅れが生じると考えられるがもともとこれはＰ
ＯＹ３にとって全く意味をもたないので問題ない。（ピ
ーク圧力、ピーク温度は格納容器スプレィ作動以前に生
じてしまうので関係ない。） 又、格納容器スプレィのもう１つの機能としてヨウ素除
去がおる。本発明ではＰＣＶＺ内にスプレィするもので
はないのでスプレィによるヨウ素除効果は期待できない
。しかし、ＰＣｖ２壁面における蒸気凝縮効果が非常に
大きいので、壁面におけるフォールアウト、プレートア
ウト割合が大きくなシ長期的にはＰＣＶ２内ドライウェ
ル７のヨウ素濃度は従来のもとの変らなくなる。更にＰ
ＯＹ３から漏洩しようとするヨウ素はＰＯＹ３壁を通過
する際、外壁に沿って落下する水に吸収されるので原子
炉建屋１に漏洩する割合は従来と比較しむしろ低くなる
。
ＰＣＶ２壁面が燃料貯蔵プール１１の水によシ冷却され
ているので蒸気はＰＣＶ２壁面で凝縮する。凝縮効果は
直接スプレィ水が蒸気中に散水されるわけではないので
長手時間遅れが生じると考えられるがもともとこれはＰ
ＯＹ３にとって全く意味をもたないので問題ない。（ピ
ーク圧力、ピーク温度は格納容器スプレィ作動以前に生
じてしまうので関係ない。） 又、格納容器スプレィのもう１つの機能としてヨウ素除
去がおる。本発明ではＰＣＶＺ内にスプレィするもので
はないのでスプレィによるヨウ素除効果は期待できない
。しかし、ＰＣｖ２壁面における蒸気凝縮効果が非常に
大きいので、壁面におけるフォールアウト、プレートア
ウト割合が大きくなシ長期的にはＰＣＶ２内ドライウェ
ル７のヨウ素濃度は従来のもとの変らなくなる。更にＰ
ＯＹ３から漏洩しようとするヨウ素はＰＯＹ３壁を通過
する際、外壁に沿って落下する水に吸収されるので原子
炉建屋１に漏洩する割合は従来と比較しむしろ低くなる
。
格納容器スプレィの効果として更にＰＣＶ２内昇囲気の
ミキシングがある。本発明ではスプレィがＰＣＶ２雰囲
気にかからないので直接雰囲気を攪拌ｔ、ミキシングす
る効果はないが、下記の理由によシ本発明でも問題なく
ミキシング可能である。
ミキシングがある。本発明ではスプレィがＰＣＶ２雰囲
気にかからないので直接雰囲気を攪拌ｔ、ミキシングす
る効果はないが、下記の理由によシ本発明でも問題なく
ミキシング可能である。
すなわち、事故後短期間についてはゴロ−ダウン流によ
るドラッグ流にニジミキシングする。長期間については
ＰＣＶ２壁面と雰囲気の温度差による自然対流によりミ
キシングする。自然対流のミキシング効果は意外と太き
くｌｔｌ’程度の温度差でも十分ミキシングすることを
試験、解析等にょシ確認している。
るドラッグ流にニジミキシングする。長期間については
ＰＣＶ２壁面と雰囲気の温度差による自然対流によりミ
キシングする。自然対流のミキシング効果は意外と太き
くｌｔｌ’程度の温度差でも十分ミキシングすることを
試験、解析等にょシ確認している。
なお本システムを長期作動しているとＰＣＶ２壁面から
の受熱量によυ燃料貯蔵プール１１の水温は上昇すると
考えるがこれは燃料貯蔵プール１１の熱交換器によって
除熱する。熱交換容量を受熱量に見合うように向上させ
れば問題ない。
の受熱量によυ燃料貯蔵プール１１の水温は上昇すると
考えるがこれは燃料貯蔵プール１１の熱交換器によって
除熱する。熱交換容量を受熱量に見合うように向上させ
れば問題ない。
従来、格納容器スプレィを一旦使用すると、ＰＣＶＺ内
の機器は水浸しにカシ、再使用が難しくなる為財産保護
の観点から、運転員はスプレィ作動の判断が困離であっ
た。−力木発明の実施例ではＰＯＹ３の外壁を燃料貯蔵
プール水で冷却し、ＰＣＶＺ内にはスプレィしないので
誤操作による財産保護を必配する必要がなくなった。更
に小漏洩、小破断時にも容易にスプレィすることができ
る。
の機器は水浸しにカシ、再使用が難しくなる為財産保護
の観点から、運転員はスプレィ作動の判断が困離であっ
た。−力木発明の実施例ではＰＯＹ３の外壁を燃料貯蔵
プール水で冷却し、ＰＣＶＺ内にはスプレィしないので
誤操作による財産保護を必配する必要がなくなった。更
に小漏洩、小破断時にも容易にスプレィすることができ
る。
すなわち、事故時運転員が格納容器スプレィ作動を判断
する必要がなく、運転員への負担を軽減することがで色
る。又格納容器スプレィを行ってもＰＣＶｇ内機器に対
しても影響を与えず財産保護が可能である。更に誤作動
してもＰＣＶＺ内機器に対しても影響を与えることなく
再使用が可能でおる。
する必要がなく、運転員への負担を軽減することがで色
る。又格納容器スプレィを行ってもＰＣＶｇ内機器に対
しても影響を与えず財産保護が可能である。更に誤作動
してもＰＣＶＺ内機器に対しても影響を与えることなく
再使用が可能でおる。
第３．第４図は本発明の変形例を示したものでおる。第
３図ではスプレィ水源として復水貯蔵タンク１４の水を
使用し、スプレィポンプ１７によシスプレイヘッダ４か
らスプレィするようにしたものでおる。
３図ではスプレィ水源として復水貯蔵タンク１４の水を
使用し、スプレィポンプ１７によシスプレイヘッダ４か
らスプレィするようにしたものでおる。
ＰＣＹ２外壁に沿って落下した水は受け皿１２から復水
貯蔵タンク１４に戻るが途中熱交換器１８を通して冷却
して戻す。
貯蔵タンク１４に戻るが途中熱交換器１８を通して冷却
して戻す。
第４図ではスプレィ水源として既存のシステムのものを
用いず、全く別個にスプレィボタ／り１３を設け、その
水を使用するようにしたものである。
用いず、全く別個にスプレィボタ／り１３を設け、その
水を使用するようにしたものである。
タンク１３に戻る際、途中熱交換器１８を通して除熱す
るのは、第３図に示す変形例と同様である。
るのは、第３図に示す変形例と同様である。
いずれのシステムもＰＣＶ２圧力高又は原子炉圧力容器
３水位低の信号により自動起動するようになっておシ運
転員の負担を軽くしている。
３水位低の信号により自動起動するようになっておシ運
転員の負担を軽くしている。
更に第５．第６図はＰＣＶ２外壁を冷却する方法として
スプレィ水でなく空気で冷却する方法を示したものであ
る。第５図は非常用ガス処理系のダクトの１部を原子炉
建屋１とＰＯＹ３のスキマに開口し、この雰囲気を非常
用ガス処理系ブロア２０で吸引し非気筒２１から排出す
るようにしたシステムである。又、非常用ガス処理系に
はフィルタ１９が設置されているので排気筒２１から排
出される雰囲気は十分クリーンになっている。原子炉建
屋１とＰＯＹ３のスキマには原子炉建屋１から建屋雰囲
気が漏洩するのでとのスキマには空気の循環流が生じＰ
ＣＶ２外壁を空冷することが可能となる。本システムの
特徴は非常用ガス処理系のダクトの追設だけなので非常
に経済的なことである。
スプレィ水でなく空気で冷却する方法を示したものであ
る。第５図は非常用ガス処理系のダクトの１部を原子炉
建屋１とＰＯＹ３のスキマに開口し、この雰囲気を非常
用ガス処理系ブロア２０で吸引し非気筒２１から排出す
るようにしたシステムである。又、非常用ガス処理系に
はフィルタ１９が設置されているので排気筒２１から排
出される雰囲気は十分クリーンになっている。原子炉建
屋１とＰＯＹ３のスキマには原子炉建屋１から建屋雰囲
気が漏洩するのでとのスキマには空気の循環流が生じＰ
ＣＶ２外壁を空冷することが可能となる。本システムの
特徴は非常用ガス処理系のダクトの追設だけなので非常
に経済的なことである。
第６図は非常用ガス処理系を流用する代シに専用のダク
ト、及びブロア２２を設はスキマを積極的に循環するよ
うにしたシステムでおる。この場合循環雰囲気はＰＣＶ
２外壁からの受熱量によシ昇温するので冷却器２３を設
置し冷却する。これよ長鎖５図のシステムと比較し冷却
効果はアップする。更に冷却を高める必要のある場合は
システムの容量アップと供にＰＣＶ２外壁に放熱用フィ
ンを設ける事により対応できる。ブロア２２の起動はＰ
ＣＶ２圧力高、あるいは原子炉圧力容器３水位低で自動
起動とする。
ト、及びブロア２２を設はスキマを積極的に循環するよ
うにしたシステムでおる。この場合循環雰囲気はＰＣＶ
２外壁からの受熱量によシ昇温するので冷却器２３を設
置し冷却する。これよ長鎖５図のシステムと比較し冷却
効果はアップする。更に冷却を高める必要のある場合は
システムの容量アップと供にＰＣＶ２外壁に放熱用フィ
ンを設ける事により対応できる。ブロア２２の起動はＰ
ＣＶ２圧力高、あるいは原子炉圧力容器３水位低で自動
起動とする。
本発明によれば事故時格納容器冷却を行ってもＰＣＶＣ
機内に対しても水浸り等の影響を与えず財産保護が可能
である。
機内に対しても水浸り等の影響を与えず財産保護が可能
である。
又、事故時格納容器スプレィを作動すべきか否かといっ
た運転員の判断が不用になシ運転員の負担を軽減するこ
とができる。
た運転員の判断が不用になシ運転員の負担を軽減するこ
とができる。
（９）
第１図は従来例を示す構造図、第２図は本発明の実施例
を示す構造図、ｔ！ｃ３〜第６図は本発明の変形例を示
す構造図である。 １・・・原子炉建屋、２・・・原子炉格納容器、３・・
・原子炉圧力容器、４・・・スプレィヘッダ、５・・・
サブレノシロ／チェンバブール、６・・・汲ミ上ケポン
フ、７・・・ドライウェル、８・・・サプレッションチ
ェンバ、９・・・パル７’、１０・・・サブレッショ／
チェンバスプレィヘッダ、１１・・・燃料貯蔵プール。 代理人 弁理士 高橋明夫 （１０） 第 ｌ 目 第 ２ 口 第 ３ 口 早 ４１！１ 第 Ｓ 口 第 ６ 目
を示す構造図、ｔ！ｃ３〜第６図は本発明の変形例を示
す構造図である。 １・・・原子炉建屋、２・・・原子炉格納容器、３・・
・原子炉圧力容器、４・・・スプレィヘッダ、５・・・
サブレノシロ／チェンバブール、６・・・汲ミ上ケポン
フ、７・・・ドライウェル、８・・・サプレッションチ
ェンバ、９・・・パル７’、１０・・・サブレッショ／
チェンバスプレィヘッダ、１１・・・燃料貯蔵プール。 代理人 弁理士 高橋明夫 （１０） 第 ｌ 目 第 ２ 口 第 ３ 口 早 ４１！１ 第 Ｓ 口 第 ６ 目
Claims (1)
- １、鋼製の隔離壁とこれをある程度のすき間を有して取
シ囲むコンクリート製生体じゃへい壁とから成る原子炉
格納容器において、鋼製壁面の外壁を冷却する事を特徴
とする原子炉格納容器。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58137734A JPS6031092A (ja) | 1983-07-29 | 1983-07-29 | 原子炉格納容器 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58137734A JPS6031092A (ja) | 1983-07-29 | 1983-07-29 | 原子炉格納容器 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6031092A true JPS6031092A (ja) | 1985-02-16 |
Family
ID=15205579
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58137734A Pending JPS6031092A (ja) | 1983-07-29 | 1983-07-29 | 原子炉格納容器 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6031092A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5049353A (en) * | 1989-04-21 | 1991-09-17 | Westinghouse Electric Corp. | Passive containment cooling system |
| US5659591A (en) * | 1993-12-23 | 1997-08-19 | Siemens Aktiengesellschaft | Containment spray system for a light-water reactor |
| EP2657941A3 (en) * | 2012-04-26 | 2016-11-23 | GE-Hitachi Nuclear Energy Americas LLC | Heat removal system and method for a nuclear reactor |
-
1983
- 1983-07-29 JP JP58137734A patent/JPS6031092A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5049353A (en) * | 1989-04-21 | 1991-09-17 | Westinghouse Electric Corp. | Passive containment cooling system |
| US5659591A (en) * | 1993-12-23 | 1997-08-19 | Siemens Aktiengesellschaft | Containment spray system for a light-water reactor |
| EP2657941A3 (en) * | 2012-04-26 | 2016-11-23 | GE-Hitachi Nuclear Energy Americas LLC | Heat removal system and method for a nuclear reactor |
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