JPS6132637B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPS6132637B2 JPS6132637B2 JP56160237A JP16023781A JPS6132637B2 JP S6132637 B2 JPS6132637 B2 JP S6132637B2 JP 56160237 A JP56160237 A JP 56160237A JP 16023781 A JP16023781 A JP 16023781A JP S6132637 B2 JPS6132637 B2 JP S6132637B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- water
- dry well
- drywell
- passage
- pipe
- 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.)
- Expired
Links
- 230000001629 suppression Effects 0.000 claims description 24
- NJPPVKZQTLUDBO-UHFFFAOYSA-N novaluron Chemical compound C1=C(Cl)C(OC(F)(F)C(OC(F)(F)F)F)=CC=C1NC(=O)NC(=O)C1=C(F)C=CC=C1F NJPPVKZQTLUDBO-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 10
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 40
- 239000007921 spray Substances 0.000 description 3
- -1 steam Substances 0.000 description 3
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 2
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 2
- 239000012530 fluid Substances 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は２つのドライウエルを有する原子炉格
納容器に係り、特に上方のドライウエルから下方
のドライウエルに流入する流体のうち、水のみを
サプレツシヨン・チエンバに流出させるに好適な
原子炉格納容器に関する。
納容器に係り、特に上方のドライウエルから下方
のドライウエルに流入する流体のうち、水のみを
サプレツシヨン・チエンバに流出させるに好適な
原子炉格納容器に関する。
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は上部ドライウエル３、下部ドラ
イウエル４、サプレツシヨン・チエンバ５、サプ
レツシヨン・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にはドライウエル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、下部ドライウエル４とサプ
レツシヨン・プール６を結ぶパイプ１０がペデス
タル８を貫通して設置されている。
り、格納容器２は上部ドライウエル３、下部ドラ
イウエル４、サプレツシヨン・チエンバ５、サプ
レツシヨン・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にはドライウエル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、下部ドライウエル４とサプ
レツシヨン・プール６を結ぶパイプ１０がペデス
タル８を貫通して設置されている。
上部ドライウエル３内の原子炉一次系配管の破
断を想定すると、高温の水及び蒸気によつて上部
ドライウエル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エル３内雰囲気（空
気）と共にベント管７を通つてサプレツシヨン・
プール６及びサプレツシヨン・チエンバ５に流出
する。この時、同時に通路９を通つて下部ドライ
ウエル４内にも水、蒸気、及び空気が流入する。
断を想定すると、高温の水及び蒸気によつて上部
ドライウエル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エル３内雰囲気（空
気）と共にベント管７を通つてサプレツシヨン・
プール６及びサプレツシヨン・チエンバ５に流出
する。この時、同時に通路９を通つて下部ドライ
ウエル４内にも水、蒸気、及び空気が流入する。
サプレツシヨン・プール６中に流出した高温の
水と蒸気はサプレツシヨン・プール６水によつて
冷却・凝縮するが、下部ドライウエル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。この下部ドライウエル４に流入した高温
の水は、そのままそこにたまつた状態となる。
水と蒸気はサプレツシヨン・プール６水によつて
冷却・凝縮するが、下部ドライウエル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。この下部ドライウエル４に流入した高温
の水は、そのままそこにたまつた状態となる。
その後、非常内炉心冷却系によつて炉心に注入
されたサプレツシヨン・プール６水が破断口から
上部ドライウエルに炉内の崩壊熱や顕熱によつて
昇温した状態で放出されるので、通路９を通つて
最終的には下部ドライウエル４内に流入し、たま
る事になる。
されたサプレツシヨン・プール６水が破断口から
上部ドライウエルに炉内の崩壊熱や顕熱によつて
昇温した状態で放出されるので、通路９を通つて
最終的には下部ドライウエル４内に流入し、たま
る事になる。
下部ドライウエル４内の水位がパイプ１０の位
置まで来ると、このパイプ１０を通つて水がサプ
レツシヨン・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、たまつた水の温度は
下がらない。
置まで来ると、このパイプ１０を通つて水がサプ
レツシヨン・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、たまつた水の温度は
下がらない。
さらにこの後、格納容器スプレイによつて上部
ドライウエルにサプレツシヨン・プール６水が散
水されるが、これによつても下部ドライウエルに
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エル４の温度降下は
望めない。
ドライウエルにサプレツシヨン・プール６水が散
水されるが、これによつても下部ドライウエルに
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エル４の温度降下は
望めない。
なお、下部ドライウエル４内には大口径配管は
なく、この領域で破断があつても水位上昇は小さ
く、その後の格納容器スプレイによる冷水が通路
９を通つて流入するので、上記のように、下部ド
ライウエル４内の温度が上昇したままである事は
ない。
なく、この領域で破断があつても水位上昇は小さ
く、その後の格納容器スプレイによる冷水が通路
９を通つて流入するので、上記のように、下部ド
ライウエル４内の温度が上昇したままである事は
ない。
以上のように、従来の格納容器２では、想定す
る原子炉一次系配管破断によつて、下部ドライウ
エル４部の温度がいつまでも下がらず、ペデスタ
ル８やベースマツトなどのコンクリートの設計条
件が厳しいものとなつている。また、下部ドライ
ウエル４内にたまる水は死水となつてしまい、そ
の分サプレツシヨン・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
分をサプレツシヨン・プール６に確保しておかな
ければならず、不経済であつた。
る原子炉一次系配管破断によつて、下部ドライウ
エル４部の温度がいつまでも下がらず、ペデスタ
ル８やベースマツトなどのコンクリートの設計条
件が厳しいものとなつている。また、下部ドライ
ウエル４内にたまる水は死水となつてしまい、そ
の分サプレツシヨン・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
分をサプレツシヨン・プール６に確保しておかな
ければならず、不経済であつた。
本発明の目的は、事故後下部ドライウエルに高
温の水が長期間たまつてしまい、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
ツシヨン・プール水量に、この下部ドライウエル
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
ことにある。
温の水が長期間たまつてしまい、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
ツシヨン・プール水量に、この下部ドライウエル
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
ことにある。
本発明は、事故時、下部ドライウエルに流入し
てくる水、蒸気、空気の混合流のうち、水のみは
直接サプレツシヨン・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。
てくる水、蒸気、空気の混合流のうち、水のみは
直接サプレツシヨン・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図により説明する。
ペデスタル８に設置された通路９は、下部ドラ
イウエル４からサプレツシヨン・プール６に伸び
ているパイプ１１に直接上方から接続している。
イウエル４からサプレツシヨン・プール６に伸び
ているパイプ１１に直接上方から接続している。
このパイプ１１は下部ドライウエル４からサプ
レツシヨン・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エル４開
口部間で一度立上がつている。
レツシヨン・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エル４開
口部間で一度立上がつている。
これにより、上部ドライウエル３内の原子炉一
次系配管の破断を想定しても、上部ドライウエル
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１１を下つてゆき、サプレツ
シヨン・プール６中に流れ、蒸気と空気は上部と
下部ドライウエル３，４間の差圧がなくるなるま
でパイプ１１を上つて下部ドライウエル４内に流
れ込む。
次系配管の破断を想定しても、上部ドライウエル
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１１を下つてゆき、サプレツ
シヨン・プール６中に流れ、蒸気と空気は上部と
下部ドライウエル３，４間の差圧がなくるなるま
でパイプ１１を上つて下部ドライウエル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
レイによる水も同様に直接サプレツシヨン・プー
ル６中に流れ込む。
レイによる水も同様に直接サプレツシヨン・プー
ル６中に流れ込む。
従つて、この場合下部ドライウエル４内に水が
流入する事はない。
流入する事はない。
一方、下部ドライウエル４内の原子炉一次系配
管が破断した場合は、直接下部ドライウエル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、下部ドライウエル４内の蒸気と空気が
逆に流し、上部ドライウエル３とサプレツシヨ
ン・チエンバ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エル４での破断
口径が小さいために、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、サプレツシヨン・プール６水量に下部
ドライウエル４にたまる水量を考慮する必要もな
い。
管が破断した場合は、直接下部ドライウエル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、下部ドライウエル４内の蒸気と空気が
逆に流し、上部ドライウエル３とサプレツシヨ
ン・チエンバ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エル４での破断
口径が小さいために、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、サプレツシヨン・プール６水量に下部
ドライウエル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。
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に下部ドライウエル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。
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合につい
て示す。
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合につい
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。
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
ウエ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、サプレツシヨン・プール
水量に、この下部ドライウエ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ツシヨン・
プールを小型化でき、経済性が向上する。
ウエ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、サプレツシヨン・プール
水量に、この下部ドライウエ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ツシヨン・
プールを小型化でき、経済性が向上する。
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…
…上部ドライウエル、４……下部ドライウエル、
５……サプレツシヨン・チエンバ、６……サプレ
ツシヨン・プール、７……ベント管、８……ペデ
スタル、９……通路、１０……パイプ、１１……
パイプ、１２……パイプ、１３……水受け。
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…
…上部ドライウエル、４……下部ドライウエル、
５……サプレツシヨン・チエンバ、６……サプレ
ツシヨン・プール、７……ベント管、８……ペデ
スタル、９……通路、１０……パイプ、１１……
パイプ、１２……パイプ、１３……水受け。
Claims (1)
- １ 原子炉容器を支持するペデスタルと、前記原
子炉容器が内部に配置された第１ドライウエル
と、前記原子炉容器より下方で前記ペデスタルに
囲れて形成された第２ドライウエルと、前記第１
ドライウエルより下方で前記ペデスタルの周囲に
配置され、内部に冷却材が充填されたサプレツシ
ヨン・チエンバとからなる原子炉格納容器におい
て、前記第１ドライウエルと前記サプレツシヨ
ン・チエンバとを連通する第１通路を設け、前記
第１通路に接続されて前記第２ドライウエルに開
口する第２通路を設けてなり、前記第２通路の前
記第２ドライウエルへの開口の位置を、前記第１
通路と前記第２通路との接続点より上方に位置さ
せたことを特徴とする原子炉格納容器。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56160237A JPS5862590A (ja) | 1981-10-09 | 1981-10-09 | 原子炉格納容器 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56160237A JPS5862590A (ja) | 1981-10-09 | 1981-10-09 | 原子炉格納容器 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5862590A JPS5862590A (ja) | 1983-04-14 |
| JPS6132637B2 true JPS6132637B2 (ja) | 1986-07-28 |
Family
ID=15710662
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56160237A Granted JPS5862590A (ja) | 1981-10-09 | 1981-10-09 | 原子炉格納容器 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5862590A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63111341A (ja) * | 1986-10-21 | 1988-05-16 | カール・フロイデンベルク | 回転質量体の回転振動を減衰するための振動減衰器 |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63244942A (ja) * | 1987-03-30 | 1988-10-12 | Anoode Kk | 多重化伝送装置 |
-
1981
- 1981-10-09 JP JP56160237A patent/JPS5862590A/ja active Granted
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63111341A (ja) * | 1986-10-21 | 1988-05-16 | カール・フロイデンベルク | 回転質量体の回転振動を減衰するための振動減衰器 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5862590A (ja) | 1983-04-14 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN106384607B (zh) | 一种长期非能动运行的安全壳过滤排放系统 | |
| US5867548A (en) | Device and method for collecting and cooling reactor-meltdown products | |
| US4927596A (en) | Self-actuating pressure relief device and method for nuclear containment | |
| JPH06503885A (ja) | 原子炉設備、その炉心コンテインメントおよび原子炉設備における非常冷却方法 | |
| US5211906A (en) | Reactor containment vessel | |
| JPH08507375A (ja) | 原子炉特に加圧水形原子炉の熱放出装置 | |
| JPS6132637B2 (ja) | ||
| US5365555A (en) | Water level measurement system | |
| JPH0347479B2 (ja) | ||
| JP4031259B2 (ja) | 原子炉格納容器冷却設備 | |
| EP0839377B1 (en) | Depressurization system for pressurized steam operated plant | |
| CN110400644B (zh) | 一种非能动的安全壳热量排出结构 | |
| JP3148046B2 (ja) | 原子炉格納容器内圧力抑制プール | |
| JPS63113394A (ja) | 高速中性子原子炉の緊急冷却装置 | |
| JP2004191377A (ja) | 原子力設備のコンテインメント | |
| JP2918353B2 (ja) | 原子炉格納容器 | |
| JPH0273195A (ja) | 原子炉格納容器 | |
| JPH0330878Y2 (ja) | ||
| JP3028842B2 (ja) | 原子炉格納容器 | |
| JPS6129680B2 (ja) | ||
| JPS6145518Y2 (ja) | ||
| JPS63191096A (ja) | 原子炉格納設備 | |
| JPS6133360Y2 (ja) | ||
| JPH0469358B2 (ja) | ||
| JPH03105293A (ja) | 非常用炉心冷却装置 |