JPS62137586A - 原子炉格納容器 - Google Patents
原子炉格納容器Info
- Publication number
- JPS62137586A JPS62137586A JP60276971A JP27697185A JPS62137586A JP S62137586 A JPS62137586 A JP S62137586A JP 60276971 A JP60276971 A JP 60276971A JP 27697185 A JP27697185 A JP 27697185A JP S62137586 A JPS62137586 A JP S62137586A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- dry well
- pressure
- containment vessel
- reactor containment
- 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
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-
- 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)
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〕
本発明はナブレッションプールを有する圧力抑制式の原
子炉格納容器に係り、特に、ドライウェルの容積の減少
を図った原子炉格納容器に関する。
子炉格納容器に係り、特に、ドライウェルの容積の減少
を図った原子炉格納容器に関する。
一般に、圧力抑制式の原子炉格納容器は原子炉−次系を
収納するドライウェルと、熱吸収源であるプール水を常
時貯蔵するサプレッションブールとを設けており、原子
炉−次系配管の破断事故時に、ドライウェル中に放出さ
れる原子炉−次系の蒸気、水をサプレッションプール水
中に導く。ここで蒸気等が凝縮冷却されることにより、
エネルギを吸収し、ドライウェル内の圧力上昇を抑える
。
収納するドライウェルと、熱吸収源であるプール水を常
時貯蔵するサプレッションブールとを設けており、原子
炉−次系配管の破断事故時に、ドライウェル中に放出さ
れる原子炉−次系の蒸気、水をサプレッションプール水
中に導く。ここで蒸気等が凝縮冷却されることにより、
エネルギを吸収し、ドライウェル内の圧力上昇を抑える
。
従来、この種の圧力抑制式の原子炉格納容器の一例を第
４図に示す。
４図に示す。
この原子炉格納容器１は原子炉圧力容器２と、原子炉再
循環ポンプ３および再循環系配管４、主蒸気配管５等の
原子炉−次系の機器、配管とをドライウェル６内に収納
している。原子炉格納容器１内を上下に仕切るダイアフ
ラムフロア７の下方にはプール水を貯蔵するサプレッシ
ョンブール８が設置されている。
循環ポンプ３および再循環系配管４、主蒸気配管５等の
原子炉−次系の機器、配管とをドライウェル６内に収納
している。原子炉格納容器１内を上下に仕切るダイアフ
ラムフロア７の下方にはプール水を貯蔵するサプレッシ
ョンブール８が設置されている。
サプレッションブール８はそのプール水中にダイアフラ
ムフロア７を貫通する複数のベント管９を延在させてお
り、原子炉−次系配管の万一の破断事故時にはドライウ
ェル６内に放出される蒸気等の原子炉系エネルギをベン
ト管９を介してプール水中に導き、ここで凝縮冷却する
ことによりドライウェル６内の圧力上昇を抑えるように
構成されている。
ムフロア７を貫通する複数のベント管９を延在させてお
り、原子炉−次系配管の万一の破断事故時にはドライウ
ェル６内に放出される蒸気等の原子炉系エネルギをベン
ト管９を介してプール水中に導き、ここで凝縮冷却する
ことによりドライウェル６内の圧力上昇を抑えるように
構成されている。
なお、第４図中、符号１０はベント管９のドライウェル
６側開口（上端開口）の上方を覆うジェットデフレクタ
であり、ドライウェル６内に放出された蒸気をこのジェ
ットデフレクタ１０に衝当させて、そのエネルギを低減
させるものである。
６側開口（上端開口）の上方を覆うジェットデフレクタ
であり、ドライウェル６内に放出された蒸気をこのジェ
ットデフレクタ１０に衝当させて、そのエネルギを低減
させるものである。
また、符号１１は原子炉格納容器１内底部に立設されて
、原子炉圧力容器２を支持する圧力容器ペデスタルであ
り、この圧力容器ペデスタル１１の内底部にはドレンを
留めるサンプビット１２を設けている。
、原子炉圧力容器２を支持する圧力容器ペデスタルであ
り、この圧力容器ペデスタル１１の内底部にはドレンを
留めるサンプビット１２を設けている。
ところで、上記原子炉格納容器１の設計圧力および温瓜
については、原子炉−次系配管の破断事故時のドライウ
ェル６のピーク圧力を解析することにより定められてい
る。
については、原子炉−次系配管の破断事故時のドライウ
ェル６のピーク圧力を解析することにより定められてい
る。
第５図はその解析結果の一例を示しており、ドライウェ
ル６内の圧力は曲線６Ｐに示すように時間の経過ととも
に上昇し、２つのピーク点Ａ、 Ｂが描かれる。なお、
図中曲線８Ｐはサプレッションブール８の圧力変化を示
す。
ル６内の圧力は曲線６Ｐに示すように時間の経過ととも
に上昇し、２つのピーク点Ａ、 Ｂが描かれる。なお、
図中曲線８Ｐはサプレッションブール８の圧力変化を示
す。
ここで、ピーク点Ａの圧力は、−次系配管破断事故時に
放出される蒸気等原子炉系エネルギによりドライウェル
６内の圧力が上昇し、ベント管９内にあるプール水をサ
プレッションブール８のプール水中へ押し出す時の圧力
であり、ベント管９の１本あたりの流路面積（ＡＶ ）
と、設置本数（ｎ）とによって決定される圧力である。
放出される蒸気等原子炉系エネルギによりドライウェル
６内の圧力が上昇し、ベント管９内にあるプール水をサ
プレッションブール８のプール水中へ押し出す時の圧力
であり、ベント管９の１本あたりの流路面積（ＡＶ ）
と、設置本数（ｎ）とによって決定される圧力である。
一方、ピーク点Ｂは、ピーク点Ａ以降ドライウェル６内
の蒸気を含んだ空気がベント管９を通して連続的に断熱
加圧されてサプレッションブール８の自由空間部へ放出
された時の圧力上昇点であり、これは、主としてドライ
ウェル６の自由空間体積（ＶＤ）とサプレッションブー
ル８の自由空間体積（ＶＳ ’）の比によって決定され
る圧力である。
の蒸気を含んだ空気がベント管９を通して連続的に断熱
加圧されてサプレッションブール８の自由空間部へ放出
された時の圧力上昇点であり、これは、主としてドライ
ウェル６の自由空間体積（ＶＤ）とサプレッションブー
ル８の自由空間体積（ＶＳ ’）の比によって決定され
る圧力である。
すなわち、ドライウェル６内の空気（初期圧力での体積
ＶＤ）がサプレッションブール８の自由空間部（体積Ｖ
Ｓ ）に移行するために、ピーク点Ｂの圧力 となる。
ＶＤ）がサプレッションブール８の自由空間部（体積Ｖ
Ｓ ）に移行するために、ピーク点Ｂの圧力 となる。
このために、原子炉格納容器１の設計圧力はドライウェ
ル６の自由空間体積（ＶＤ）、サプレッションブール８
の自由空間体積（ＶＳ ）およびベント管９の流路面積
（ＡＶｘｎ）の組合せにより選定されている。
ル６の自由空間体積（ＶＤ）、サプレッションブール８
の自由空間体積（ＶＳ ）およびベント管９の流路面積
（ＡＶｘｎ）の組合せにより選定されている。
したがって、ドライウェル６の自由空間体積（■０）の
減少を図ることができれば、原子炉格納容器１の設計圧
力を低く抑えることができ、その健全性の向上と、小型
化とを図ることができる。
減少を図ることができれば、原子炉格納容器１の設計圧
力を低く抑えることができ、その健全性の向上と、小型
化とを図ることができる。
例えば、従来のＭＡＲＫ−ＩＩ改良型原子炉格納容器で
は、ドライウェル６の自由空間体積（ＶＤ ）を約８７
００麓に、サプレッションブール８の自由空間体積（Ｖ
Ｓ ）を約６１００ｆｆｌに、設計圧力を３．１６に９
／ｃｒｉａにそれぞれ設定している。
は、ドライウェル６の自由空間体積（ＶＤ ）を約８７
００麓に、サプレッションブール８の自由空間体積（Ｖ
Ｓ ）を約６１００ｆｆｌに、設計圧力を３．１６に９
／ｃｒｉａにそれぞれ設定している。
一方、原子炉格納容器１はドライウェル６内に収容する
上記機器、特に原子炉−次系配管１３（主蒸気管５等を
含む）の配管設計上、未利用の多くの自由空間を設けて
おり、ここには、利用が困難な多（のデッドスペースを
生じており、原子炉格納容器１の小型化を妨げる原因の
１つとなっていた。
上記機器、特に原子炉−次系配管１３（主蒸気管５等を
含む）の配管設計上、未利用の多くの自由空間を設けて
おり、ここには、利用が困難な多（のデッドスペースを
生じており、原子炉格納容器１の小型化を妨げる原因の
１つとなっていた。
本発明は上記事情に鑑みてなされたもので、ドライウェ
ルの自由空間部の容積を減少させて設計圧力を低く抑え
た原子炉格納容器を提供することを目的とする。
ルの自由空間部の容積を減少させて設計圧力を低く抑え
た原子炉格納容器を提供することを目的とする。
本発明は、ドライウェルと圧力抑制室とを有し、このド
ライウェル内の蒸気を圧力抑制室に導くようにした原子
炉格納容器において、上記ドライウェルの自由空間部に
スベーザを充填してその容積を減容した。
ライウェル内の蒸気を圧力抑制室に導くようにした原子
炉格納容器において、上記ドライウェルの自由空間部に
スベーザを充填してその容積を減容した。
以下本発明の一実施例について第１図〜第３図を参照し
て説明する。なお、図中、第４図と共通する部分には同
一符号を付して、その重複した部分の説明は省略する。
て説明する。なお、図中、第４図と共通する部分には同
一符号を付して、その重複した部分の説明は省略する。
第１図は、本発明の一実施例の要部を示しており、ダイ
アフラムフロア７により原子炉格納容器１内をドライウ
ェル６とサプレッションブール８とに上下に仕切ってい
る。
アフラムフロア７により原子炉格納容器１内をドライウ
ェル６とサプレッションブール８とに上下に仕切ってい
る。
ダイアフラムフロア７は複数のベント管９を垂設してお
り、これらベント管９の上端部はダイアフラムフロア７
を貫通して、その上面上にそれぞれ突出しており、各ベ
ント管９の上＠ｉ開口上方をジェットデフレクタ１０に
より覆っている。これらジエン１〜デフレクタ１０の上
端部相互間はダイアフラムフロア７上ではデッドスペー
スとなっており、これらデッドスペースにはデッドスペ
ースの容積を充満するコンクリート製のスペーサ２０を
充填してドライウェル６内の自由空間容積の減容を図っ
ている。
り、これらベント管９の上端部はダイアフラムフロア７
を貫通して、その上面上にそれぞれ突出しており、各ベ
ント管９の上＠ｉ開口上方をジェットデフレクタ１０に
より覆っている。これらジエン１〜デフレクタ１０の上
端部相互間はダイアフラムフロア７上ではデッドスペー
スとなっており、これらデッドスペースにはデッドスペ
ースの容積を充満するコンクリート製のスペーサ２０を
充填してドライウェル６内の自由空間容積の減容を図っ
ている。
すなわち、ダイアフラムフロア７上における内周部、外
周部およびそれらの中間部等デッドスペースの殆どに、
各デッドスペースの容積を満たずようにスペーサ２０を
充填している。これらスペーサ２０相互間には所要のジ
ェットデフレクタ１０の上方にて踏板２１を横架しても
よい。これによれば、踏板２１をその上を作業員Ｐが往
来し得る通路に形成することができ、自由空間部の有効
利用を図ることができる。
周部およびそれらの中間部等デッドスペースの殆どに、
各デッドスペースの容積を満たずようにスペーサ２０を
充填している。これらスペーサ２０相互間には所要のジ
ェットデフレクタ１０の上方にて踏板２１を横架しても
よい。これによれば、踏板２１をその上を作業員Ｐが往
来し得る通路に形成することができ、自由空間部の有効
利用を図ることができる。
また、第１図で示すように所要のスペーサ２０間にＨ型
鋼等の梁２２を架設し、この梁２２上方のデッドスペー
スに、そのデッドスペースの容積に適合したスペーサ２
０を充填している。
鋼等の梁２２を架設し、この梁２２上方のデッドスペー
スに、そのデッドスペースの容積に適合したスペーサ２
０を充填している。
このようにダイアフラムフロア７上のデッドスペースに
スペーサ２０を充填すると、例えば上述のＭＡＲＫ−Ｉ
Ｆ改良型原子炉格納容器では、ドライウェル６の自由空
間容積を約４９０ＴＩ１．程度減容することができる。
スペーサ２０を充填すると、例えば上述のＭＡＲＫ−Ｉ
Ｆ改良型原子炉格納容器では、ドライウェル６の自由空
間容積を約４９０ＴＩ１．程度減容することができる。
この場合の原子炉格納容器内の設計圧力は例えば約３．
ＯＫ’ｊ／ｃｉａまでに減圧することができる。
ＯＫ’ｊ／ｃｉａまでに減圧することができる。
さらに、第２図および第３図に示すようにスペーサ２０
をサンプビット１２周辺部のデッドスペースに充填して
ドライウェル６内の自由空間部の容積をさらに減容して
いる。
をサンプビット１２周辺部のデッドスペースに充填して
ドライウェル６内の自由空間部の容積をさらに減容して
いる。
サンプビット１２は図示しない制御棒駆動装置を交換す
る場合の作業空間２３の底部に凹設されており、これら
作業空間２３以外のサンプビット１２周辺のデッドスペ
ースにスペーサ２０を充填している。
る場合の作業空間２３の底部に凹設されており、これら
作業空間２３以外のサンプビット１２周辺のデッドスペ
ースにスペーサ２０を充填している。
これにより、ドライウェル６内の自由空間部の容積を一
層減容することができ、原子炉格納容器設計圧力の低減
を図ることができる。したがって、原子炉格納容器１の
健全性の向上を図ることができる。
層減容することができ、原子炉格納容器設計圧力の低減
を図ることができる。したがって、原子炉格納容器１の
健全性の向上を図ることができる。
なお、上記実施例ではスペーサ２０としてコンクリート
製のものを示したが、本発明はこれに限定されるもので
はなく、デッドスペースに充填し１ｑるものであればよ
い。
製のものを示したが、本発明はこれに限定されるもので
はなく、デッドスペースに充填し１ｑるものであればよ
い。
また、スペーサ２０を充填するデッドスペースとしては
、上記のようにダイアフラムフロア７上やサンプピット
１２周辺部に限定されるものではなく、例えば原子炉格
納容器１内に収容されている機器や配管等のラギング部
材の膜厚を厚くしたり、機械的強度の補強や気密性保持
のための箱体内にこれらを収容して、ドライウェル内の
自由空間容積を減少させてもよい。
、上記のようにダイアフラムフロア７上やサンプピット
１２周辺部に限定されるものではなく、例えば原子炉格
納容器１内に収容されている機器や配管等のラギング部
材の膜厚を厚くしたり、機械的強度の補強や気密性保持
のための箱体内にこれらを収容して、ドライウェル内の
自由空間容積を減少させてもよい。
以上説明したように本発明は、ドライウェルと圧力抑制
室とを有し、このドライウェル内の蒸気を圧力抑制室に
導くようにした原子炉格納容器において、上記ドライウ
ェルの自由空間部にスペーサを充填してその容積を減容
した。
室とを有し、このドライウェル内の蒸気を圧力抑制室に
導くようにした原子炉格納容器において、上記ドライウ
ェルの自由空間部にスペーサを充填してその容積を減容
した。
したがって、本発明によれば、原子炉格納容器のドライ
ウェルの自由空間部の容積を減容することができるので
、原子炉格納容器設計圧力を低く抑えることができ、原
子炉格納容器の健全性の向上を図ることができる効果を
奏する。
ウェルの自由空間部の容積を減容することができるので
、原子炉格納容器設計圧力を低く抑えることができ、原
子炉格納容器の健全性の向上を図ることができる効果を
奏する。
第１図は本発明に係る原子炉格納容器の−実施例におけ
るダイアフラムフロア周りを拡大して示す要部正面図、
第２図は第１図で示す実施例のサンプピット周りを示す
圧力容器ペデスタルの横断面図、第３図は第１図で示す
実施例のサンプピッｌ−周りを拡大して示す一部拡大図
、第４図は従来の圧力抑制式の原子炉格納容器を示ず全
体構成図、第５図は一般的な圧力抑制式の原子炉格納容
器におけるドライウェルとナブレッションブールの内部
圧力の変化をそれぞれ示すグラフである。 １・・・原子炉格納容器、２・・・原子炉圧力容器、３
・・・原子炉再循環ポンプ、４・・・再循環系配管、５
・・・主蒸気管、６・・・ドライウェル、７・・・ダイ
アフラムフロア、８・・・サプレッションブール、９・
・・ベント管、１１・・・圧力容器ペデスタル、１２・
・・サンプピット、２０・・・スペーサ、２１・・・踏
板、２２・・・梁、２３・・・制御棒駆動装置を交換す
る場合の作業空間。 奈 ｌ 図 蔓 ２ 図 羊３ 図 某５図 ″ ６゛゛
るダイアフラムフロア周りを拡大して示す要部正面図、
第２図は第１図で示す実施例のサンプピット周りを示す
圧力容器ペデスタルの横断面図、第３図は第１図で示す
実施例のサンプピッｌ−周りを拡大して示す一部拡大図
、第４図は従来の圧力抑制式の原子炉格納容器を示ず全
体構成図、第５図は一般的な圧力抑制式の原子炉格納容
器におけるドライウェルとナブレッションブールの内部
圧力の変化をそれぞれ示すグラフである。 １・・・原子炉格納容器、２・・・原子炉圧力容器、３
・・・原子炉再循環ポンプ、４・・・再循環系配管、５
・・・主蒸気管、６・・・ドライウェル、７・・・ダイ
アフラムフロア、８・・・サプレッションブール、９・
・・ベント管、１１・・・圧力容器ペデスタル、１２・
・・サンプピット、２０・・・スペーサ、２１・・・踏
板、２２・・・梁、２３・・・制御棒駆動装置を交換す
る場合の作業空間。 奈 ｌ 図 蔓 ２ 図 羊３ 図 某５図 ″ ６゛゛
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、ドライウェルと圧力抑制室とを有し、このドライウ
ェル内の蒸気を圧力抑制室に導くようにした原子炉格納
容器において、上記ドライウェルの自由空間部にスペー
サを充填してその容積を減容したことを特徴とする原子
炉格納容器。 ２、自由空間部がドライウェルのデッドスペースである
特許請求の範囲第１項に記載の原子炉格納容器。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60276971A JPS62137586A (ja) | 1985-12-11 | 1985-12-11 | 原子炉格納容器 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60276971A JPS62137586A (ja) | 1985-12-11 | 1985-12-11 | 原子炉格納容器 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62137586A true JPS62137586A (ja) | 1987-06-20 |
Family
ID=17576963
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60276971A Pending JPS62137586A (ja) | 1985-12-11 | 1985-12-11 | 原子炉格納容器 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS62137586A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2010134280A1 (ja) * | 2009-05-20 | 2010-11-25 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉格納構造 |
-
1985
- 1985-12-11 JP JP60276971A patent/JPS62137586A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2010134280A1 (ja) * | 2009-05-20 | 2010-11-25 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉格納構造 |
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