JPS6159475B2 - - Google Patents
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- Publication number
- JPS6159475B2 JPS6159475B2 JP54107228A JP10722879A JPS6159475B2 JP S6159475 B2 JPS6159475 B2 JP S6159475B2 JP 54107228 A JP54107228 A JP 54107228A JP 10722879 A JP10722879 A JP 10722879A JP S6159475 B2 JPS6159475 B2 JP S6159475B2
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- JP
- Japan
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- water
- reactor
- crd
- chamber
- dry well
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- Expired
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- 230000001629 suppression Effects 0.000 claims description 27
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 13
- 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 6
- 238000002347 injection Methods 0.000 claims description 3
- 239000007924 injection Substances 0.000 claims description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 57
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 26
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 4
- 239000007921 spray Substances 0.000 description 4
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 2
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 1
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- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
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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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は原子炉格納容器に係り、特に原子炉冷
却材喪失事故（LOCA）時に長期間にわたつて原
子炉格納容器の冷却及び原子炉圧力容器外からの
炉水冠水を行なう構成に関する。
却材喪失事故（LOCA）時に長期間にわたつて原
子炉格納容器の冷却及び原子炉圧力容器外からの
炉水冠水を行なう構成に関する。
まず原子炉冷却材喪失事件（LOCA）を想定し
た冷却系の先行技術について、第１図、第２図に
より説明する。第１図は最近提案された原子炉格
納容器（PCV）及び原子炉格納容器冷却系
（PCV冷却系）を示す。この原子炉圧力容器１に
はインターナルポンプ２が採用されているため、
従来のBWRのような再循環ラインはなく、ドラ
イウエル３の下部はコンパクトになり、ベント管
４の入口部５はCRD室６よりも高い位置に設置
されている。CRD室６とドライウエル３は通路
７によつて連通している。PCV冷却系の吸込み
側配管１０はサプレツシヨンチヤンバ８内のサプ
レツシヨンプール９水中から伸びており、ポンプ
１１、熱交換器１２、戻り配管１３をへてサプレ
ツシヨンプール９水中に戻るループを形成してい
る。
た冷却系の先行技術について、第１図、第２図に
より説明する。第１図は最近提案された原子炉格
納容器（PCV）及び原子炉格納容器冷却系
（PCV冷却系）を示す。この原子炉圧力容器１に
はインターナルポンプ２が採用されているため、
従来のBWRのような再循環ラインはなく、ドラ
イウエル３の下部はコンパクトになり、ベント管
４の入口部５はCRD室６よりも高い位置に設置
されている。CRD室６とドライウエル３は通路
７によつて連通している。PCV冷却系の吸込み
側配管１０はサプレツシヨンチヤンバ８内のサプ
レツシヨンプール９水中から伸びており、ポンプ
１１、熱交換器１２、戻り配管１３をへてサプレ
ツシヨンプール９水中に戻るループを形成してい
る。
LOCAを想定すると、破断口からブローダウン
した冷却材はベント管４を通つてサプレツシヨン
プール９水中に流入するが一部は通路７を通つて
CRD室６に流入して貯まる。さらに、非常用炉
心冷却系（ECCS）によつてサプレツシヨンプー
ル９水を原子炉圧力容器１内に注入するので、炉
心再冠水後、炉内の残留熱を吸収した水が破断口
から溢れ、ドライウエル３に流入する。この溢水
も、サプレツシヨンプール９水中に流入するが、
一部はCRD室６にも流入し続ける。
した冷却材はベント管４を通つてサプレツシヨン
プール９水中に流入するが一部は通路７を通つて
CRD室６に流入して貯まる。さらに、非常用炉
心冷却系（ECCS）によつてサプレツシヨンプー
ル９水を原子炉圧力容器１内に注入するので、炉
心再冠水後、炉内の残留熱を吸収した水が破断口
から溢れ、ドライウエル３に流入する。この溢水
も、サプレツシヨンプール９水中に流入するが、
一部はCRD室６にも流入し続ける。
LOCA後10分以内にPCVスプレイ冷却系１４が
作動するので、このスプレイ水の一部もCRD室
６に流入するが、LOCAの程度によつては、この
時点ではもはやCRD室は溢水で完全に満たされ
ているので、このスプレイ冷却水はほとんどサプ
レツシヨンプール９水中に流入することになる。
作動するので、このスプレイ水の一部もCRD室
６に流入するが、LOCAの程度によつては、この
時点ではもはやCRD室は溢水で完全に満たされ
ているので、このスプレイ冷却水はほとんどサプ
レツシヨンプール９水中に流入することになる。
以上のような状態が長時間続くと、この構成で
は、CRD室６中の水は完全に死水となるので、
CRD室６中の水の温度は下がらず、CRD室６の
周辺構造物（建屋等）の熱的設計条件が非常に厳
しいものとなるという問題点がある。また、
CRD室６中に貯まつた水の量（〜1000m3）だけ
サプレツシヨンプール９水量が少なくなるので、
この分だけ、当初よりサプレツシヨンプール９に
含めて設計しておく必要があるという問題点があ
る。
は、CRD室６中の水は完全に死水となるので、
CRD室６中の水の温度は下がらず、CRD室６の
周辺構造物（建屋等）の熱的設計条件が非常に厳
しいものとなるという問題点がある。また、
CRD室６中に貯まつた水の量（〜1000m3）だけ
サプレツシヨンプール９水量が少なくなるので、
この分だけ、当初よりサプレツシヨンプール９に
含めて設計しておく必要があるという問題点があ
る。
第２図は本発明に最も近い先行例と考えられる
PWRのアイスコンデンサ式圧力抑制型格納容器
の例を示す。第２図において、第１図と同一符号
は等価の機能を発揮する構成要素であり、この例
では、サプレツシヨンプール９からの配管１０と
弁１５の他に、配管１７と弁１６により、ドライ
ウエル３底部からも冷却系ポンプ１１の運転によ
り水を吸込み可能とし、ドライウエル３底部に高
温水が溜ることを防止している。
PWRのアイスコンデンサ式圧力抑制型格納容器
の例を示す。第２図において、第１図と同一符号
は等価の機能を発揮する構成要素であり、この例
では、サプレツシヨンプール９からの配管１０と
弁１５の他に、配管１７と弁１６により、ドライ
ウエル３底部からも冷却系ポンプ１１の運転によ
り水を吸込み可能とし、ドライウエル３底部に高
温水が溜ることを防止している。
この第２図の例によると、格納容器冷却器系は
直接ドライウエル３底部の水も冷却可能である
が、ドライウエル底部に貯まる水は当初高温であ
ることと、水位が低くなた場合にポンプ１１は空
気も吸込んでしまう事になり、ぴ納容器冷却系の
ポンプ性能維持の面で問題がある。また、LOCA
後、納容器冷却系運転中、ドライウエル底部の水
位を監視し、弁１５と１６を切り換えながら運転
する必要があり、運転が複雑になる。
直接ドライウエル３底部の水も冷却可能である
が、ドライウエル底部に貯まる水は当初高温であ
ることと、水位が低くなた場合にポンプ１１は空
気も吸込んでしまう事になり、ぴ納容器冷却系の
ポンプ性能維持の面で問題がある。また、LOCA
後、納容器冷却系運転中、ドライウエル底部の水
位を監視し、弁１５と１６を切り換えながら運転
する必要があり、運転が複雑になる。
本発明は上述した諸点に鑑み、LOCA時におけ
る安全性が高く、取扱いも容易な原子炉格納容器
を提供することを目的としてなされたものであ
る。
る安全性が高く、取扱いも容易な原子炉格納容器
を提供することを目的としてなされたものであ
る。
本発明においては、PCV冷却系により冷却さ
れたプール水をドライウエル底部に注入する系統
を設けることにより、LOCA後、ドライウエル底
部に貯まつた高温の冷却材を該冷却されたプール
内の冷却材で底温化し、さらにこれをペデスタル
から溢れてベント管を通してサプレツシヨンプー
ル内の冷却材中に流入させ、これによつてドライ
ウエル底部に貯まつた高温の冷却材もPCV冷却
系の循環ループに含まれるようにして長期にわた
つて冷却ができるようにした。さらに本発明にお
いては、ドライウエル内のペデスタルを少なくと
も炉心部位置まで冷却材の漏れない構造にする事
により、どのような原子炉圧力容器破断に対して
も原子炉圧力容器外からの炉心冷却を可能とし
て、経済性、安全性の高い原子炉格納容器を提供
することを可能にした。
れたプール水をドライウエル底部に注入する系統
を設けることにより、LOCA後、ドライウエル底
部に貯まつた高温の冷却材を該冷却されたプール
内の冷却材で底温化し、さらにこれをペデスタル
から溢れてベント管を通してサプレツシヨンプー
ル内の冷却材中に流入させ、これによつてドライ
ウエル底部に貯まつた高温の冷却材もPCV冷却
系の循環ループに含まれるようにして長期にわた
つて冷却ができるようにした。さらに本発明にお
いては、ドライウエル内のペデスタルを少なくと
も炉心部位置まで冷却材の漏れない構造にする事
により、どのような原子炉圧力容器破断に対して
も原子炉圧力容器外からの炉心冷却を可能とし
て、経済性、安全性の高い原子炉格納容器を提供
することを可能にした。
以下本発明の詳細を図面に示す施例により説明
する。第３図は本発明の一実施例を示しており、
第１図及び第２図と同一符号は等価の機能を有す
るものを示している。この実施例のものは、ドラ
イウエル３の底部のCRD室６の下部に、サプレ
ツシヨンプール９冷却系（ブール水冷却用熱交換
器１２）から、弁１８付きの配管１９を通して、
冷却後のプール水が注入できるように構成し、か
つドライウエル３内のペデスタル２０は少なくと
も炉心２１の上部位置までは水の漏れない上開き
構造としたものである。
する。第３図は本発明の一実施例を示しており、
第１図及び第２図と同一符号は等価の機能を有す
るものを示している。この実施例のものは、ドラ
イウエル３の底部のCRD室６の下部に、サプレ
ツシヨンプール９冷却系（ブール水冷却用熱交換
器１２）から、弁１８付きの配管１９を通して、
冷却後のプール水が注入できるように構成し、か
つドライウエル３内のペデスタル２０は少なくと
も炉心２１の上部位置までは水の漏れない上開き
構造としたものである。
この構成において、LOCA後はドライウエル３
底部のCRD室６に原子炉冷却材や破断口からの
溢水等の一部がCRD室６に貯まつてゆき、この
CRD室６に流入する水量は、LOCAの規模によ
つて異なるが、PCVスプレイ冷却系１４が作動
してからは、かなり水で満たされてしまう。この
とき、サプレツシヨンプール９内の水量は、
CRD室６内に流入した分（〜1000m3）だけ通常
運転時により減つていることになる。この段階で
は、原子炉から放出された熱はサプレツシヨンプ
ール９水中とCRD室６に貯まつた水中に分散さ
れており、サプレツシヨンプール９水の温度の過
剰な上昇はない。しかし、このまま放置すると、
その後の原子炉内残留熱によつてサプレツシヨン
プール水温は上昇してゆくので、第１図の例につ
いて前述したように、本発明を適用しない場合
は、当初よりサプレツシヨンプール９の水量に
CRD室６内に流入する水量を見込んでおく必要
があるが、本発明により、このCRD室６内に貯
まつた水も以下に述べるように有効に利用されれ
るのでその必要はなくなる。
底部のCRD室６に原子炉冷却材や破断口からの
溢水等の一部がCRD室６に貯まつてゆき、この
CRD室６に流入する水量は、LOCAの規模によ
つて異なるが、PCVスプレイ冷却系１４が作動
してからは、かなり水で満たされてしまう。この
とき、サプレツシヨンプール９内の水量は、
CRD室６内に流入した分（〜1000m3）だけ通常
運転時により減つていることになる。この段階で
は、原子炉から放出された熱はサプレツシヨンプ
ール９水中とCRD室６に貯まつた水中に分散さ
れており、サプレツシヨンプール９水の温度の過
剰な上昇はない。しかし、このまま放置すると、
その後の原子炉内残留熱によつてサプレツシヨン
プール水温は上昇してゆくので、第１図の例につ
いて前述したように、本発明を適用しない場合
は、当初よりサプレツシヨンプール９の水量に
CRD室６内に流入する水量を見込んでおく必要
があるが、本発明により、このCRD室６内に貯
まつた水も以下に述べるように有効に利用されれ
るのでその必要はなくなる。
本発明によると、LOCA後、破断口からのブロ
ーダウンが終了し、格納容器冷却系を作動させる
ような時点においては、CRD室内水位は十分上
昇している。例えば、この時点で配管１９の弁１
８を開けると、熱交換器１２で冷却されたサプレ
ツシヨンプール９水がCRD室６内に注入され
る。これによりCRD室６内の水位は上昇し、原
子炉圧力容器１を水浸させながらペデスタル２０
の上部に達し、ついには溢れ出てベント管４を通
してサプレツシヨンプール９に戻ることになるの
で、CRD室６内の水温はサプレツシヨンプール
９水同様冷却されることになる。
ーダウンが終了し、格納容器冷却系を作動させる
ような時点においては、CRD室内水位は十分上
昇している。例えば、この時点で配管１９の弁１
８を開けると、熱交換器１２で冷却されたサプレ
ツシヨンプール９水がCRD室６内に注入され
る。これによりCRD室６内の水位は上昇し、原
子炉圧力容器１を水浸させながらペデスタル２０
の上部に達し、ついには溢れ出てベント管４を通
してサプレツシヨンプール９に戻ることになるの
で、CRD室６内の水温はサプレツシヨンプール
９水同様冷却されることになる。
またこのとき、原子炉圧力容器１の下部でのど
のような大破断に対しても、原子炉圧力容器１外
からの炉心２１の冠水によつて長期にわたる炉心
冷却がなされる。
のような大破断に対しても、原子炉圧力容器１外
からの炉心２１の冠水によつて長期にわたる炉心
冷却がなされる。
さらに、第２図の例と異なり、PCV冷却系は
サプレツシヨンプール９のみから水を吸込んでお
り、ポンプ１１の吸込み側条件（水の温度、水位
低下による空気の吸込み）には何ら影響を与えな
いので、実際の採用に際して、ポンプ１１に特別
な対策は不要である。
サプレツシヨンプール９のみから水を吸込んでお
り、ポンプ１１の吸込み側条件（水の温度、水位
低下による空気の吸込み）には何ら影響を与えな
いので、実際の採用に際して、ポンプ１１に特別
な対策は不要である。
なお冷却したプール水のCRD室６への注入態
様を、第４図に示すように、例えばCRD室６上
部に設けたリングヘツダー２２からスプレイする
ものとすれば、スプレイされた水によつて蒸気が
凝縮するから、冷却材喪失￥事故直後の圧力上昇
を低減することができる。
様を、第４図に示すように、例えばCRD室６上
部に設けたリングヘツダー２２からスプレイする
ものとすれば、スプレイされた水によつて蒸気が
凝縮するから、冷却材喪失￥事故直後の圧力上昇
を低減することができる。
以上述べたように、本発明によれば、PCV冷
却系からの水をドライウエル底部に注入する配管
と弁の増設、及びペデスタルの漏洩防止構造の施
工を行うだけでLOCA時におてドライウエル底部
に貯まる温水を冷却することができ、ドライウエ
ル底部周辺の建屋等の構造物の熱的設計条件、例
えばコンクリート厚さ、背筋鉄骨、建築工法等が
大巾に改善できるから、経済性、安全性が向上す
る。また本発明によれば、ドライウエル底部に貯
まる水が有効に利用できるため、この水を当初よ
りサプレツシヨンプール水量に見込む必要がな
く、サプレツシンチヤンバ形状を小さくする事が
でき、経済性がさらに向上する。また本発明によ
れば、冷却系ポンプはサプレツションプール水の
みを吸込むように構成されるから、第図に示した
先行例のような運転の複雑化が解消され、しかも
冷却系ポンプの建全性が確保される。さらに本発
明によれば、原子炉圧力容器外からの炉心冠水が
可能となり、原子炉圧力容器のどのような下部破
断に対しても長期にわたる炉心冷却が容易に確保
される。
却系からの水をドライウエル底部に注入する配管
と弁の増設、及びペデスタルの漏洩防止構造の施
工を行うだけでLOCA時におてドライウエル底部
に貯まる温水を冷却することができ、ドライウエ
ル底部周辺の建屋等の構造物の熱的設計条件、例
えばコンクリート厚さ、背筋鉄骨、建築工法等が
大巾に改善できるから、経済性、安全性が向上す
る。また本発明によれば、ドライウエル底部に貯
まる水が有効に利用できるため、この水を当初よ
りサプレツシヨンプール水量に見込む必要がな
く、サプレツシンチヤンバ形状を小さくする事が
でき、経済性がさらに向上する。また本発明によ
れば、冷却系ポンプはサプレツションプール水の
みを吸込むように構成されるから、第図に示した
先行例のような運転の複雑化が解消され、しかも
冷却系ポンプの建全性が確保される。さらに本発
明によれば、原子炉圧力容器外からの炉心冠水が
可能となり、原子炉圧力容器のどのような下部破
断に対しても長期にわたる炉心冷却が容易に確保
される。
第１図及び第２図は格納容器冷却系に関連する
原子炉の構成の先行例をそれぞれ示す図、第３図
は本発明の一実施例を示す図、第４図は本発明に
おけるドライウエル底部への水注入の他の例を示
す図である。 １…原子炉圧力容器、３…ドライウエル、８…
サプレツシヨンチヤンバ、１８…弁、１９…プー
ル水注入用配管。
原子炉の構成の先行例をそれぞれ示す図、第３図
は本発明の一実施例を示す図、第４図は本発明に
おけるドライウエル底部への水注入の他の例を示
す図である。 １…原子炉圧力容器、３…ドライウエル、８…
サプレツシヨンチヤンバ、１８…弁、１９…プー
ル水注入用配管。
Claims (1)
- １ 原子炉を内蔵するドライウエルと、冷却材を
内部に充填したサプレツシヨンチヤンバとを有す
る原子炉格納容器において、前記サプレツシヨン
プール内の冷却材を前記原子炉より下方に存在す
る前記ドライウエルの領域内に注入する冷却材注
入系統を有し、かつ前記ドライウエル内に設けら
れたペデスタルを少なくとも前記原子炉の炉心位
置の高さまで冷却材の漏洩が防止できる構造とし
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 |
|---|---|---|---|
| JP10722879A JPS5631691A (en) | 1979-08-24 | 1979-08-24 | Nuclear reactor container |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP10722879A JPS5631691A (en) | 1979-08-24 | 1979-08-24 | Nuclear reactor container |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5631691A JPS5631691A (en) | 1981-03-31 |
| JPS6159475B2 true JPS6159475B2 (ja) | 1986-12-16 |
Family
ID=14453729
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP10722879A Granted JPS5631691A (en) | 1979-08-24 | 1979-08-24 | Nuclear reactor container |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5631691A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0536782Y2 (ja) * | 1988-12-21 | 1993-09-17 |
-
1979
- 1979-08-24 JP JP10722879A patent/JPS5631691A/ja active Granted
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0536782Y2 (ja) * | 1988-12-21 | 1993-09-17 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5631691A (en) | 1981-03-31 |
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