JPS62148890A - 原子炉格納容器冷却スプレイ系 - Google Patents
原子炉格納容器冷却スプレイ系Info
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- JPS62148890A JPS62148890A JP60289381A JP28938185A JPS62148890A JP S62148890 A JPS62148890 A JP S62148890A JP 60289381 A JP60289381 A JP 60289381A JP 28938185 A JP28938185 A JP 28938185A JP S62148890 A JPS62148890 A JP S62148890A
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- Japan
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- reactor containment
- containment vessel
- pipe
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- 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〕
本発明は原子力発電プラントの事故時に原子炉格納容器
内を冷加・減圧する原子炉格納容器冷却スプレィ系に係
り、特に機器仮置プールのプール水の重力落下を利用し
て原子炉格納容器内を冷却する原子炉格納容器冷却スプ
レィ系に関する。
内を冷加・減圧する原子炉格納容器冷却スプレィ系に係
り、特に機器仮置プールのプール水の重力落下を利用し
て原子炉格納容器内を冷却する原子炉格納容器冷却スプ
レィ系に関する。
沸１１ｆｆｌ水型原子力発電プラントは第２図に示ＪＪ
ｚうに構成され、原子炉建屋１内に原子炉圧力容器２を
収容した原子炉格納容器３が格納される。原子炉格納容
器３の下部にはザプレッションヂャンバ４が画成される
とともに、その上方に機器仮置プール５が設置される。
ｚうに構成され、原子炉建屋１内に原子炉圧力容器２を
収容した原子炉格納容器３が格納される。原子炉格納容
器３の下部にはザプレッションヂャンバ４が画成される
とともに、その上方に機器仮置プール５が設置される。
機器仮置プール５は図示しない密閉蓋で密閉された密閉
構造に構成される。
構造に構成される。
この種の原子力発電プラントにおいて、原子炉冷２Ｊ１
材喪失事故が万−生じると、原子炉格納容器３内に高温
・高圧の冷却材が漏出し、原子炉格納容器３内の圧力が
異常に上界する恐れがある。原子炉格納容器３内の圧力
が上昇した場合、原子炉の安全性が＋ｈわれるため、安
全性の見地からサプレッションプール４のプール水４ａ
を利用し、原子炉格納容器３内を冷却し、減圧している
。
材喪失事故が万−生じると、原子炉格納容器３内に高温
・高圧の冷却材が漏出し、原子炉格納容器３内の圧力が
異常に上界する恐れがある。原子炉格納容器３内の圧力
が上昇した場合、原子炉の安全性が＋ｈわれるため、安
全性の見地からサプレッションプール４のプール水４ａ
を利用し、原子炉格納容器３内を冷却し、減圧している
。
原子炉格納容器３内の冷却・減圧は、非常用炉心冷却系
Ｉ系の一系統である残留熱除去系（以下、ＲトＩＲとい
う。）を介して行なわれる。ＲＨＲは、例えば図示しな
い原子炉再循環系に接続され、Ｒ１−Ｉ Ｒポンプ６に
よりサプレッションプール水４ａが供給されるＲ ｌ−
Ｉ Ｒ熱交換器７を右する。この熱交換器７でリブレッ
ジ」ンプール水４ Ｆ〕はＲＨＲ冷ノＪＩ水配管８を通
る冷却水によりケーシングされた後、Ｒｌ−（Ｒ吐出配
管９を経て原子炉格納容器３のドライウェル１０に配設
されたドライウェルスプレィ配管１１に送られ、ドライ
ウェル１０内を冷ｆＪＩ Ｌ、、、減圧している。ＲＨ
Ｒ叶出配出配管９電動弁１２．１３が設けられる一方、
電動弁１２の上流側からＲＨＲ吐出分岐配９ｇ ９ ａ
が分岐され、この分岐配管９ａは゛電動弁１４を介して
リブレッジコンブ１νンバ４の気相部に配設されたり゛
プレッションプールスプレィ配管１５に接続され、サプ
レッションチャンバ４内を冷却可能に形成される。
Ｉ系の一系統である残留熱除去系（以下、ＲトＩＲとい
う。）を介して行なわれる。ＲＨＲは、例えば図示しな
い原子炉再循環系に接続され、Ｒ１−Ｉ Ｒポンプ６に
よりサプレッションプール水４ａが供給されるＲ ｌ−
Ｉ Ｒ熱交換器７を右する。この熱交換器７でリブレッ
ジ」ンプール水４ Ｆ〕はＲＨＲ冷ノＪＩ水配管８を通
る冷却水によりケーシングされた後、Ｒｌ−（Ｒ吐出配
管９を経て原子炉格納容器３のドライウェル１０に配設
されたドライウェルスプレィ配管１１に送られ、ドライ
ウェル１０内を冷ｆＪＩ Ｌ、、、減圧している。ＲＨ
Ｒ叶出配出配管９電動弁１２．１３が設けられる一方、
電動弁１２の上流側からＲＨＲ吐出分岐配９ｇ ９ ａ
が分岐され、この分岐配管９ａは゛電動弁１４を介して
リブレッジコンブ１νンバ４の気相部に配設されたり゛
プレッションプールスプレィ配管１５に接続され、サプ
レッションチャンバ４内を冷却可能に形成される。
このように、従来の原子炉格納容器冷却スプレィ系は、
非常用炉心冷却系と兼用され、非常用炉心冷却系の残留
熱除去系を利用して設けられ、残留熱除去系のＲ）−Ｉ
Ｒポンプ６およびＲＨＲ熱交換器７を利用してサプレ
ッションプール水を冷却し、冷却されたサプレッション
プール水をスプレィ配管１１．１５からスプレィして原
子炉格納容器３内を冷却し、減圧している。
非常用炉心冷却系と兼用され、非常用炉心冷却系の残留
熱除去系を利用して設けられ、残留熱除去系のＲ）−Ｉ
Ｒポンプ６およびＲＨＲ熱交換器７を利用してサプレ
ッションプール水を冷却し、冷却されたサプレッション
プール水をスプレィ配管１１．１５からスプレィして原
子炉格納容器３内を冷却し、減圧している。
しかしながら、原子炉格納容器３内の冷却・減圧のため
に、非常用炉心冷却系をその都度運転Ｕが切換操作して
原子炉格納容器３内の冷却を行なわな（プればならず、
運転員にとつと大きな負担どなっていた。
に、非常用炉心冷却系をその都度運転Ｕが切換操作して
原子炉格納容器３内の冷却を行なわな（プればならず、
運転員にとつと大きな負担どなっていた。
一方、原子力発電プラントは燃１１交換のために定期的
に運転が停止せしめられる。原子ノコ発電プラントの運
転停止時に、原子炉の炉内溝造物である蒸気乾燥器や気
水分離器等を仮置ぎするために、機器仮置プール（Ｄ／
Ｓピット）５が設置される。
に運転が停止せしめられる。原子ノコ発電プラントの運
転停止時に、原子炉の炉内溝造物である蒸気乾燥器や気
水分離器等を仮置ぎするために、機器仮置プール（Ｄ／
Ｓピット）５が設置される。
機器仮置プール５に貯蔵されるプール水は、燃料交換時
には利用されるが、通常時には必ずしも有効的に利用さ
れていなかった。
には利用されるが、通常時には必ずしも有効的に利用さ
れていなかった。
〔発明の目的］
本発明は上述した事情を考虞してなされたもので、別器
仮置プールに常時プール水を貯蔵さＵ゛、このプール水
を原子炉格納容器の冷却・減圧用水源として積極的に利
用し、かつ機器板間プールのスペース利用を有効的に図
ることができるようにした原子炉格納容器冷却スプレィ
系を提供することを目的とする。
仮置プールに常時プール水を貯蔵さＵ゛、このプール水
を原子炉格納容器の冷却・減圧用水源として積極的に利
用し、かつ機器板間プールのスペース利用を有効的に図
ることができるようにした原子炉格納容器冷却スプレィ
系を提供することを目的とする。
本発明の他の目的は、原子炉格納容器の冷却・減圧作用
を重力落下方式で行なってポンプ等の動力源を不要とす
るとともに、非常用炉心冷却系から独立した冷却スプレ
ィ系として簡素で信頼性の高い原子炉格納容器冷却スプ
レィ系を提供することにある。
を重力落下方式で行なってポンプ等の動力源を不要とす
るとともに、非常用炉心冷却系から独立した冷却スプレ
ィ系として簡素で信頼性の高い原子炉格納容器冷却スプ
レィ系を提供することにある。
〔発明の１要〕
本発明に係る原子炉格納容器冷却スプレィ系は、原子炉
建屋に格納される原子炉格納容器の上方に機器仮置プー
ルを設け、この機器仮置プールの気相部と上記原子炉格
納容器のドライウェルとを圧力イコライザ管で連絡する
とともに、上記原子炉格納容器内にスプレィ配管を配設
し、このスプレィ配管を機器仮置プールの下部にバルブ
を備えたプール水案内配管で接続し、前記圧力イコライ
ザ管およびプール水案内配管にラプチャーディスクを備
えたことを特徴とするものである。
建屋に格納される原子炉格納容器の上方に機器仮置プー
ルを設け、この機器仮置プールの気相部と上記原子炉格
納容器のドライウェルとを圧力イコライザ管で連絡する
とともに、上記原子炉格納容器内にスプレィ配管を配設
し、このスプレィ配管を機器仮置プールの下部にバルブ
を備えたプール水案内配管で接続し、前記圧力イコライ
ザ管およびプール水案内配管にラプチャーディスクを備
えたことを特徴とするものである。
以下、本発明に係る原子炉格納容器冷却スプレィ系の一
実施例について添付図面を参照して説明する。
実施例について添付図面を参照して説明する。
第１図は、本発明に係る原子炉格納容器冷却スプレィ系
を備えた沸騰水型原子力発電プラントを示し、この原子
力発電プラントは原子炉建屋２０内に原子炉圧力容器２
１を収納した原子炉格納容器２２が格納される。原子炉
格納容器２２の下部にはサプレッションチャンバ２３が
画成されるとともに、その上方に炉内構造物である蒸気
乾燥器や気水分離器等を仮置きする機器仮置プール（Ｄ
／Ｓビット）２４が設置される。原子炉格納容器２２内
はドライウェル２５として形成され１、このドライウェ
ル２５はペン１〜管２６を介して下部ドライウェル２７
ヤサブレツシヨンプール２３に連通される。
を備えた沸騰水型原子力発電プラントを示し、この原子
力発電プラントは原子炉建屋２０内に原子炉圧力容器２
１を収納した原子炉格納容器２２が格納される。原子炉
格納容器２２の下部にはサプレッションチャンバ２３が
画成されるとともに、その上方に炉内構造物である蒸気
乾燥器や気水分離器等を仮置きする機器仮置プール（Ｄ
／Ｓビット）２４が設置される。原子炉格納容器２２内
はドライウェル２５として形成され１、このドライウェ
ル２５はペン１〜管２６を介して下部ドライウェル２７
ヤサブレツシヨンプール２３に連通される。
一方、ドライウェル２５の上部にはドライウェルスプレ
ィ配管３０が配設される一方、サプレッションチャンバ
２３の気相部にもサブレッジコンプールスプレィ配管３
１が配設され、これらのスプレィ配管３０．３１からス
プレィされる冷ｒＪＩ水により、原子炉格納容器２２の
ドライウェル２５゜２７および（ナブレッシ三１ンチレ
ンバ２３が冷Ｗｃ５れ、減圧されるようになっている。
ィ配管３０が配設される一方、サプレッションチャンバ
２３の気相部にもサブレッジコンプールスプレィ配管３
１が配設され、これらのスプレィ配管３０．３１からス
プレィされる冷ｒＪＩ水により、原子炉格納容器２２の
ドライウェル２５゜２７および（ナブレッシ三１ンチレ
ンバ２３が冷Ｗｃ５れ、減圧されるようになっている。
原子炉格納容器２２内のドライウェル２５は、ｉ器装置
プール２４の気相部に圧力イコライザ管３３を介して連
絡される。圧力イコライザ管３３にはラプチャーディス
ク３４が設けられており、このラプチャーディスク３４
はドライウェル２５側の圧力が何らかの原因で上昇し、
設定圧力に達すると破裂し、ドライウェル２５は機器仮
置プール２４に連通ずる流路が形成され、機器仮置プー
ル２４の気相部はドライウェル２５の圧力と均一になる
。
プール２４の気相部に圧力イコライザ管３３を介して連
絡される。圧力イコライザ管３３にはラプチャーディス
ク３４が設けられており、このラプチャーディスク３４
はドライウェル２５側の圧力が何らかの原因で上昇し、
設定圧力に達すると破裂し、ドライウェル２５は機器仮
置プール２４に連通ずる流路が形成され、機器仮置プー
ル２４の気相部はドライウェル２５の圧力と均一になる
。
また、機器仮置プール２４の下部、望ましくは底部にプ
ール水案内配管３６が設けられ、このプール水案内配管
３６はドライウェルスプレィ配管３０に接続される、プ
ール水案内配管３６にはラプチャーディスク３７、圧力
スイッチ３８およびバルブとしての爆発ブγ３９が順次
設けられる。ラプチャーディスクの下流側からプール水
案内分岐配管３６ａが分岐されており、この案内分岐配
管３６ａはサプレッションプールスプレィ配管３１に接
続され、この案内分岐配管３６ａにもバルブとしての爆
発弁４０が設けられ、これらの爆発弁３９．４０は圧力
スイッチ３８により作動制御される。具体的には、ラプ
チャーディスク３７はその機器仮置プール側（上流側）
圧力がドライウェル内の設定圧力上昇分に水頭圧力を加
えた値に達すると、破裂して流路を形成する。この流路
形成により、爆発弁３９．４０の上流側にはプール水の
水頭圧力に相当する圧力が加圧され、この水頭差分圧力
を圧力スイッチ３８が感知すると、爆発弁３９．４０の
プラグが点火して爆発弁３９．４０は間となり、機器仮
置プール２４のプール水２４ａは重力落下作用を受けて
各スプレィ配管３０゜３１に案内され、スプレィ配管３
０．３１からスプレィされるようになっている。このよ
うにして、原子炉格納容器冷ＩＪ１スプレィ系を図示し
ない非常用炉心冷却系から独立して構成することができ
る。
ール水案内配管３６が設けられ、このプール水案内配管
３６はドライウェルスプレィ配管３０に接続される、プ
ール水案内配管３６にはラプチャーディスク３７、圧力
スイッチ３８およびバルブとしての爆発ブγ３９が順次
設けられる。ラプチャーディスクの下流側からプール水
案内分岐配管３６ａが分岐されており、この案内分岐配
管３６ａはサプレッションプールスプレィ配管３１に接
続され、この案内分岐配管３６ａにもバルブとしての爆
発弁４０が設けられ、これらの爆発弁３９．４０は圧力
スイッチ３８により作動制御される。具体的には、ラプ
チャーディスク３７はその機器仮置プール側（上流側）
圧力がドライウェル内の設定圧力上昇分に水頭圧力を加
えた値に達すると、破裂して流路を形成する。この流路
形成により、爆発弁３９．４０の上流側にはプール水の
水頭圧力に相当する圧力が加圧され、この水頭差分圧力
を圧力スイッチ３８が感知すると、爆発弁３９．４０の
プラグが点火して爆発弁３９．４０は間となり、機器仮
置プール２４のプール水２４ａは重力落下作用を受けて
各スプレィ配管３０゜３１に案内され、スプレィ配管３
０．３１からスプレィされるようになっている。このよ
うにして、原子炉格納容器冷ＩＪ１スプレィ系を図示し
ない非常用炉心冷却系から独立して構成することができ
る。
さらに、機器仮置プール２４には逆止弁４３および電動
弁４４を備えた補給水配管４５が臨んでおり、この補給
水配管４５により、様器仮置プール２４内に貯蔵される
プール水の不足分が補給される。
弁４４を備えた補給水配管４５が臨んでおり、この補給
水配管４５により、様器仮置プール２４内に貯蔵される
プール水の不足分が補給される。
次に、原子炉格納容器冷却スプレィ系の作用について説
明する。
明する。
原子力発電プラントに万一原子炉冷却材喪失事故が発生
すると、原子炉圧力容器２１の冷却材が原子炉格納容器
２２内に放出され、原子炉格納容器２２内の気相部（ド
ライウェル２５．１ナプレツシヨンチヤンバ２３の気相
部および下部ドライウェル２７）の温度や圧力が上昇す
る。原子炉格納容器２２内の圧力・温度は原子力発電プ
ラントの安全性の見地から、設計圧力、温度以下に抑制
する必要がある。
すると、原子炉圧力容器２１の冷却材が原子炉格納容器
２２内に放出され、原子炉格納容器２２内の気相部（ド
ライウェル２５．１ナプレツシヨンチヤンバ２３の気相
部および下部ドライウェル２７）の温度や圧力が上昇す
る。原子炉格納容器２２内の圧力・温度は原子力発電プ
ラントの安全性の見地から、設計圧力、温度以下に抑制
する必要がある。
この原子炉格納容器冷却スプレィ系においては、原子炉
格納容器２２内の圧力が上昇すると、圧力イコライザ管
３３のラプチャーディスク３４下流側も圧力上昇する。
格納容器２２内の圧力が上昇すると、圧力イコライザ管
３３のラプチャーディスク３４下流側も圧力上昇する。
この圧力上昇が予め設定された圧力に達するとラプチャ
ーディスク３４は破裂して機器仮置プール２４の気相部
への流路が形成され、様器仮置プール２４の気相部は圧
力上界してドライ１クエル２５の圧力と均一になる。
ーディスク３４は破裂して機器仮置プール２４の気相部
への流路が形成され、様器仮置プール２４の気相部は圧
力上界してドライ１クエル２５の圧力と均一になる。
そして、機器仮置プール２４の気相部が圧力上界し、プ
ール水案内配管３６のラプチャーディスク３７の上流側
が所定の上昇分にプール水の水頭圧力を加えた圧力値に
達すると、ラプチャーディスク３７は破裂して流路を形
成する。この流路形成により、爆発弁３９．４０の上流
側はプール水の水頭（ヘッド）圧力に相当する圧力が加
えられる。この圧力を圧力スイッチ３８が感知すると、
爆発弁３９．４０はプラグが点火されて開となり、機器
仮置プール２４内のプール水２４ａが重力による自然落
石作用を受けてプール水案内配管３６およびプール水案
内分岐配管３６ａを通り、各スプレィ管３０．３１に案
内され、ドライウェル２５．２７およびサプレッション
チャンバ２３内にスプレィされる。このスプレィにより
ドライウェル２５やサプレッションチャンバ２３内は上
昇した原子炉格納容器２２内の圧力および温度を抑える
ことがぐきる。
ール水案内配管３６のラプチャーディスク３７の上流側
が所定の上昇分にプール水の水頭圧力を加えた圧力値に
達すると、ラプチャーディスク３７は破裂して流路を形
成する。この流路形成により、爆発弁３９．４０の上流
側はプール水の水頭（ヘッド）圧力に相当する圧力が加
えられる。この圧力を圧力スイッチ３８が感知すると、
爆発弁３９．４０はプラグが点火されて開となり、機器
仮置プール２４内のプール水２４ａが重力による自然落
石作用を受けてプール水案内配管３６およびプール水案
内分岐配管３６ａを通り、各スプレィ管３０．３１に案
内され、ドライウェル２５．２７およびサプレッション
チャンバ２３内にスプレィされる。このスプレィにより
ドライウェル２５やサプレッションチャンバ２３内は上
昇した原子炉格納容器２２内の圧力および温度を抑える
ことがぐきる。
その際、別器仮置プール２４に貯蔵された初期プール水
ｔｕだけでは、原子炉格納容器２２内の冷却が不十分で
ある場合には、電動弁４４を聞ぎ、補給水配管４５を通
してプール水を補給する。
ｔｕだけでは、原子炉格納容器２２内の冷却が不十分で
ある場合には、電動弁４４を聞ぎ、補給水配管４５を通
してプール水を補給する。
また、ドライウェル２５の圧力が圧力イコライザ管３３
を通して機器仮置プール２４の空間に放出されるため、
その放出相当分だけ、原子炉格納容器２２内の圧力を減
圧できる。さらに、主蒸気管の破断事故等を想定した場
合、原子炉格納容器２２内に放出された主蒸気は、圧力
イコライザ恰３３に案内されて機器仮置プール２４に案
内され、ここで凝縮されるので、減圧効果を高めること
かできる。
を通して機器仮置プール２４の空間に放出されるため、
その放出相当分だけ、原子炉格納容器２２内の圧力を減
圧できる。さらに、主蒸気管の破断事故等を想定した場
合、原子炉格納容器２２内に放出された主蒸気は、圧力
イコライザ恰３３に案内されて機器仮置プール２４に案
内され、ここで凝縮されるので、減圧効果を高めること
かできる。
なお、本発明の一実施例においては、機器仮置プールか
らのプール水案内配管およびその案内分岐配管に爆発弁
をそれぞれ備えた例について説明したが、爆発弁はプー
ル水案内配管の上流側に設置することにより、１個でも
よく、必ずしも２個設置する必要がない。この場合、プ
ール水案内配管およびその案内分岐配管に流れるプール
水の流出調節はオリフィスによって行なっても、あるい
は管径を調節することにより行なってもよい。ざらに、
ドライウェルスプレィ配管およびサプレッションプール
スプレィ配管に機器仮置プールからそれぞれ独立したプ
ール水案内配管を接続してもよい。
らのプール水案内配管およびその案内分岐配管に爆発弁
をそれぞれ備えた例について説明したが、爆発弁はプー
ル水案内配管の上流側に設置することにより、１個でも
よく、必ずしも２個設置する必要がない。この場合、プ
ール水案内配管およびその案内分岐配管に流れるプール
水の流出調節はオリフィスによって行なっても、あるい
は管径を調節することにより行なってもよい。ざらに、
ドライウェルスプレィ配管およびサプレッションプール
スプレィ配管に機器仮置プールからそれぞれ独立したプ
ール水案内配管を接続してもよい。
また、スプレィ配管はドライウェル内にだけ設けても、
ドライウェル内に多段式に設けてもよい。
ドライウェル内に多段式に設けてもよい。
以上に述べたように本発明においては、原子炉格納容器
の上方に設置されるｉ器装置プールのプール水を原子炉
格納容器の冷却・減圧用水源として積極的に利用したの
で、機器仮置プール内のスペースの有効利用が図れると
ともに、機器仮置プール内のプール水は、原子炉格納容
器内を冷却するとぎ、重力による自然落下作用によりス
プレィ配管に案内され、スプレィされるので、プール水
をスプレィするためにポンプ等の動力源を必要とせず、
冷却スプレィ系が簡素化され、信頼性を向上させること
ができる。
の上方に設置されるｉ器装置プールのプール水を原子炉
格納容器の冷却・減圧用水源として積極的に利用したの
で、機器仮置プール内のスペースの有効利用が図れると
ともに、機器仮置プール内のプール水は、原子炉格納容
器内を冷却するとぎ、重力による自然落下作用によりス
プレィ配管に案内され、スプレィされるので、プール水
をスプレィするためにポンプ等の動力源を必要とせず、
冷却スプレィ系が簡素化され、信頼性を向上させること
ができる。
また、本発明の原子炉格納容器冷却スプレィ系は非常用
炉心冷却系から独立して構成することができるので、非
常用炉心冷却系は炉心冷却系専用に使用でき、運転員に
よる切換操作が不要となり、運転日の負担を軽減さける
ことができる。
炉心冷却系から独立して構成することができるので、非
常用炉心冷却系は炉心冷却系専用に使用でき、運転員に
よる切換操作が不要となり、運転日の負担を軽減さける
ことができる。
第１図は本発明に係る原子炉格納容器冷却スプレィ系の
一実施例を示す図、第２図は非常用炉心冷却系を利用し
た従来の原子炉格納容器冷却スプレィ系を示す図である
。 ２０・・・原子炉建屋、２１・・・原子炉圧力容器、２
２・・・原子炉格納容器、２３・・・サプレッションチ
ャンバ、２４・・・機器仮置プール、２５・・・ドライ
ウェル、２７・・・下部ドライウェル、３０・・・ドラ
イウェルスプレィ配管、３１・・・サプレッションプー
ルスプレィ配管、３３・・・圧力イコライブ管、３４゜
３７・・・ラプチャーディスク、３６・・・プール水案
内配管、３６ａ・・・プール水案内分岐管、３８・・・
圧力スイッチ、３９．４０・・・爆発弁、４５・・・補
給水配管。
一実施例を示す図、第２図は非常用炉心冷却系を利用し
た従来の原子炉格納容器冷却スプレィ系を示す図である
。 ２０・・・原子炉建屋、２１・・・原子炉圧力容器、２
２・・・原子炉格納容器、２３・・・サプレッションチ
ャンバ、２４・・・機器仮置プール、２５・・・ドライ
ウェル、２７・・・下部ドライウェル、３０・・・ドラ
イウェルスプレィ配管、３１・・・サプレッションプー
ルスプレィ配管、３３・・・圧力イコライブ管、３４゜
３７・・・ラプチャーディスク、３６・・・プール水案
内配管、３６ａ・・・プール水案内分岐管、３８・・・
圧力スイッチ、３９．４０・・・爆発弁、４５・・・補
給水配管。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、原子炉建屋に格納される原子炉格納容器の上方に機
器仮置プールを設け、この機器仮置プールの気相部と上
記原子炉格納容器のドライウェルとを圧力イコライザ管
で連絡するとともに、上記原子炉格納容器内にスプレイ
配管を配設し、このスプレイ配管を機器仮置プールの下
部にバルブを備えたプール水案内配管で接続し、前記圧
力イコライザ管およびプール水案内配管にラプチャーデ
ィスクを備えたことを特徴とする原子炉格納容器冷却ス
プレイ系。 ２、機器仮置プールは密閉蓋で密閉されるとともに、プ
ール水案内配管に設けられたバルブは爆発弁である特許
請求の範囲第１項に記載の原子炉格納容器冷却スプレイ
系。 ３、スプレイ配管は原子炉格納容器のドライウェル上部
に配設されるドライウェルスプレイ配管と、サプレッシ
ョンプールの気相部に配設されるサプレッションプール
スプレイ配管とを備えた特許請求の範囲第１項に記載の
原子炉格納容器冷却スプレイ系。 ４、プール水案内配管には、機器仮置プール側からラプ
チャーディスク、圧力スイッチおよび爆発弁が順次配置
され、上記爆発弁は圧力スイッチにより作動制御される
特許請求の範囲第１項に記載の原子炉格納容器冷却スプ
レイ系。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60289381A JPH0693033B2 (ja) | 1985-12-24 | 1985-12-24 | 原子炉格納容器冷却スプレイ系 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60289381A JPH0693033B2 (ja) | 1985-12-24 | 1985-12-24 | 原子炉格納容器冷却スプレイ系 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62148890A true JPS62148890A (ja) | 1987-07-02 |
| JPH0693033B2 JPH0693033B2 (ja) | 1994-11-16 |
Family
ID=17742478
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60289381A Expired - Lifetime JPH0693033B2 (ja) | 1985-12-24 | 1985-12-24 | 原子炉格納容器冷却スプレイ系 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0693033B2 (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
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-
1985
- 1985-12-24 JP JP60289381A patent/JPH0693033B2/ja not_active Expired - Lifetime
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Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0693033B2 (ja) | 1994-11-16 |
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