JPS62190491A - 原子炉格納容器 - Google Patents

原子炉格納容器

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Publication number
JPS62190491A
JPS62190491A JP61032385A JP3238586A JPS62190491A JP S62190491 A JPS62190491 A JP S62190491A JP 61032385 A JP61032385 A JP 61032385A JP 3238586 A JP3238586 A JP 3238586A JP S62190491 A JPS62190491 A JP S62190491A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
reactor
pressure
water
suppression
containment vessel
Prior art date
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Pending
Application number
JP61032385A
Other languages
English (en)
Inventor
加藤 正美
西尾 正英
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
Original Assignee
Toshiba Corp
Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
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Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp, Nippon Atomic Industry Group Co Ltd filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP61032385A priority Critical patent/JPS62190491A/ja
Publication of JPS62190491A publication Critical patent/JPS62190491A/ja
Pending legal-status Critical Current

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    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear 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。

Description

【発明の詳細な説明】 [発明の目的] (産業上の利用分野) 本発明は、原子炉圧力容器を収容する原子炉格納容器に
関する。
(従来の技術) 一般に、原子炉の炉心は原子炉圧力容器内に収容され、
この原子炉圧力容器は原子炉格納容器内に収容されてい
る。
第2図は従来の原子炉格納容器を示すもので、この原子
炉格納容器は、原子炉ペデスタルキψビディ1上に配置
された原子炉圧力容器2を収容する電球型のドライウェ
ル3と、圧力抑制水4を収容する1−一ラス形の1ナプ
レツシヨンヂエンバ5とから構成されている。そして、
トライウェル3とり゛プレッションチェンバ5とは、サ
プレッションチェンバ5壁を貫通して配置されたベント
管6と、サプレッションチェンバ5内に円環上に配置さ
れたヘッダ7およびヘッダ7から圧力抑制水4水中へ延
ひ゛たダウンカマ8により(育成されている。
上記構成の従来の原子炉格納容器では、たとえば、原子
炉のh′「率論的支全評1iI[iにお(プるリスクの
大きな部分を占める過渡事象発生時に非常用炉心冷j、
D系の多重故障か発生した場合でも、ある程度の安全性
を確保することかでさるよう(I11成されている。
すなわら、原子炉で過渡事象が発生し、原子炉はスクラ
ムされたか非常用炉心冷却系+系かすべて故障した場合
には、崩壊熱のため、原子炉水位は次第に低下し、炉心
が露出し、溶融を始める。炉心溶融が始まると、燃わ1
ペレツ1〜から核分裂生成物が放出されるか、この核分
裂生成物は、発生した蒸気とともに、逃し安全弁を通っ
てサプレッションチェンバ5の圧力抑制水4内へ導かれ
る。
圧ツノ抑制水4内へ導入された蒸気は、冷却され、凝縮
することにより、圧力上昇が防止され、圧力抑制水4内
へ導入された核分裂生成物のうち希カス以外の核分裂生
成物の大部分は、圧力抑制水4のスクラビング効宋によ
り圧力抑制水4内に保持され、環境へ放出されることが
防止される。
(発明か解決しようとする問題点) しかしながら上記説明の従来の原子炉格納容器では、非
常用炉心冷却系の復旧か行われず、さらに事故が進展す
ると、炉心が崩壊し、原子炉圧力容器2内の下部プレナ
ムに落下し、この後この溶融炉心は、原子炉圧力容器2
の底部を破壊して、原子炉ペデスクルキPヒテイ1へ落
下する。溶融炉心が原子炉ペデスタルキャビディ1へ落
下づると、ドライウェル3内の雰囲気および構造物か輻
射にJ:す1j[1熱される。また、ここで溶融炉心と
コンクリートか反応を起こし、非凝縮性ガスか発生して
、ドライウェル3内はざらに加熱、h1圧され、ドライ
ウェル3が破損する可能性か生じる。ドライウェル3が
破損すると、ドライウェル3内で発生した核分裂生成物
は、圧力抑制水4のスクラじング効果を受けないため、
直接環境へ放出されるという大きな問題が生じる。
そこで、本発明は、溶融炉心が原子炉ペデスタルキャビ
ティ1内へ落下するような事故が発生した場合にも、ド
ライウェル3が1(1傷し、核分裂生成物か環境へ直接
放出されるような事態に至ることなく、事故を終結させ
ることのできる原子炉格納容器を提供しようとするもの
である。
[発明の構成] (問題点を解決するための手段) 本発明は、原子炉ペデスタルキャビティ上方に配置され
た原子炉圧力容器を収容するドライウェルと、圧力抑制
水を収容するトーラス形のサプレッションチェンバとか
接続されて構成された原子炉格納容器において、原子炉
ペデスタルキャビディの床面か圧力抑制水4内より低い
相対高さとなるよう原子炉ペデスタルキやヒティおよび
サプレッションチェンバとを配置し、開閉弁を介挿され
、圧力抑制水を原子炉ペデスタルキャビティ内へ導入す
る圧力抑制水導入配管を配置して、原子炉ペデスクルギ
セビティ床面に落下した溶融炉心を冷却することができ
るように構成したものである。
(作 用) 本発明の原子炉格納容器によれば、過渡現象発生゛■冷
却材喪失事故時に、非常用炉心冷却系の多重故障が発生
し、溶融炉心が原子炉ベデスタルキレビティ内へ落下す
るような事故か発生した場合でも、圧力抑制水導入配色
・の開閉弁を開とすることにより、サプレッションチェ
ンバ内の圧力抑制水を原子炉ペデスタルキVビティ内へ
導入し、溶融炉心を冷却することができる。したがって
、ドライウェルか破壊され、核分裂生成物が環境へ放出
される事態に至ることなく事故を終結することができる
(実施例) 以下、本発明の詳細を図面に示す実施例について説明す
る。
第1図は、本発明の一実施例の原子炉格納容器を示すも
ので、この実施例の原子炉格納容器では、原子炉ペデス
タルキVビティ11上に配置された原子炉圧力容器12
を収容する電球形のトライウェル13と、圧力抑制水1
4を収容するトーラス形のり一プレッションチェンバ1
5とから構成されている。そして、ドライウェル13と
サプレッションチェンバ15とは、1ナプレツシヨンチ
エンバ゛15壁を貫通して配置されたベント管16と、
サプレッションチェンバ15内に円環上に配置されたヘ
ッダ17およびヘッダ17から圧力抑制水14水中への
びたダウンカマ18により連通されている。さらににサ
プレッションチェンバ15下方と原子炉ペデスタルキ1
戸ビティ11とは、開閉弁19を介挿された圧力抑制水
導入配管20によって連通されている。
また、圧力抑制水14を原子炉ペデスタルキャビティ1
1内へ導入するため、原子炉ペデスタルキャビディ11
内の床面と、サプレッションチェンバ15の圧力抑制水
14水面との相対高さは、原子炉ペデスタルキャビティ
11内の床面か低く、かつ開閉弁1つか開とされ、原子
炉ペデスタルキャビティ11内へ圧力抑制水14が導入
されても、ダウンカマ18が水面に露出しない相対高さ
とされている。
上記構成の原子炉格納容器では、溶融炉心か原子炉圧力
容器12を破壊し、原子炉ペデスタルキX・ドライ11
の床面に落下するような事故か発生した場合には、開閉
弁19を開とすることにより、リプレツションチェンバ
15内の圧力抑制水14を圧力抑制水導入配管20から
原子炉ペデスタルキキ・ドライ11内へ導入する。そし
てこの圧力抑l′1ill水]4により溶融炉心を冷却
して、コンクリートと溶融炉心との反応を抑制し、非凝
縮性カスの発生を抑制するとともに、1〜ライウエル1
3 /r1JJfl熱、加圧されることを防止する。し
たかってトライウェル13が破壊され、核分裂生成物か
環境へ放出されるような事態に至ることを防止1−るこ
とかできる。
[発明の効果] 以上述べたように本発明の原子炉格納容器では、原子炉
ペデスタルキャビティの床面が圧力抑制氷水面より低い
相対高さとなるよう原子炉ペデスタルキレドライおよび
サプレッションチェンバを配置し、開閉弁を介挿され、
圧力抑制水を原子炉ペデスタルキャビティ内へ導入する
圧力抑制水導入配管を配置したので、溶融炉心が原子炉
ペデスタルキャビティ内の床面に落下するような事故が
発生した場合でも、サプレッションチェンバ内の圧力抑
制水を原子炉ペデスタルキ℃・ドライ内へ導入し、溶融
炉心を冷却することかできる。したかってドライウェル
が破壊され、核分裂生成物か環境へ放出される事態に至
ることなく事故を終結することかできる。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の一実施例の原子炉格納容器を示す構成
図、第2図は従来の原子炉格納容器を示す構成図である
。 11・・・・・・・・・原子炉ペデスタルキャビティ1
2・・・・・・・・・原子炉圧力容器13・・・・・・
・・・ドライ「ウェル14・・・・・・・・・圧力抑制
水 15・・・・・・・・・サプレッションチェンバ]9・
・・・・・・・・開閉弁 20・・・・・・・・・圧力抑制水導入配管出願人  
    日本原子力事業株式会社出願人      株
式会社 東芝 代理人 弁理士  須 山 (&  −第1図

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. (1)原子炉ペデスタルキャビティ上方に配置された原
    子炉圧力容器を収容するドライウェルと、圧力抑制水を
    収容するトーラス形のサプレッションチェンバとが接続
    されて構成された原子炉格納容器において、前記原子炉
    ペデスタルキャビティの床面が前記圧力抑制水水面より
    低い相対高さとなるよう前記原子炉ペデスタルキャビテ
    ィおよびサプレッションチェンバとを配置し、開閉弁を
    介挿され、前記圧力抑制水を前記原子炉ペデスタルキャ
    ビティ内へ導入する圧力抑制水導入配管を配置したこと
    を特徴とする原子炉格納容器。
JP61032385A 1986-02-17 1986-02-17 原子炉格納容器 Pending JPS62190491A (ja)

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JP61032385A JPS62190491A (ja) 1986-02-17 1986-02-17 原子炉格納容器

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JP61032385A JPS62190491A (ja) 1986-02-17 1986-02-17 原子炉格納容器

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JP61032385A Pending JPS62190491A (ja) 1986-02-17 1986-02-17 原子炉格納容器

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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2015004671A (ja) * 2013-06-19 2015-01-08 コリア アトミック エナジー リサーチ インスティチュート 原子炉格納構造物の冷却システム

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2015004671A (ja) * 2013-06-19 2015-01-08 コリア アトミック エナジー リサーチ インスティチュート 原子炉格納構造物の冷却システム
US9984778B2 (en) 2013-06-19 2018-05-29 Korea Atomic Energy Research Institute Cooling system of nuclear reactor containment structure

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