JPS6298293A - 原子炉格納施設 - Google Patents
原子炉格納施設Info
- Publication number
- JPS6298293A JPS6298293A JP60237335A JP23733585A JPS6298293A JP S6298293 A JPS6298293 A JP S6298293A JP 60237335 A JP60237335 A JP 60237335A JP 23733585 A JP23733585 A JP 23733585A JP S6298293 A JPS6298293 A JP S6298293A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- pcv
- spray
- water
- reactor
- reactor containment
- 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
Links
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)
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】
〔発明の利用分野〕
本発明は原子炉格納容器（以下ＰＣｖという）の非常冷
却のための系統に係り、特に非常時も常用のファンクー
ラを使用することにより、原子炉格納施設全体としての
経済性向上、運転性向上に好適な原子炉格納施設に関す
る。
却のための系統に係り、特に非常時も常用のファンクー
ラを使用することにより、原子炉格納施設全体としての
経済性向上、運転性向上に好適な原子炉格納施設に関す
る。
従来の原子炉格納施設について第３図により説明する。
第３図は加圧水型原子炉プラントで一般に用いられてい
るドライコンテインメント型ＰＣｖである。原子炉圧力
容器１及びその他の一次系（図示せず）を格納している
ＰＯＹ２がある。ＰＯＹ２の中にはＰＣＶ２内雰囲気を
冷却するファンクーラユニット３が予備を含めて通常４
台設置されており、通常運転中に原子炉圧力容器１から
の放熱を吸収している。（第３図（ａ）参照）冷却材喪
失事故（ＬＯＣＡ）時においては、ＰＣＶＺ内の圧力・
温度が一次系冷却材のブローダウンによって上昇するが
、この時は第３図（ｂ）に示すように、弁４を開きポン
プ５を作動させてタンク６の水を熱交換器７を介してス
プレィヘッダ８からＰＯＹ３内に冷水をスプレィする。
るドライコンテインメント型ＰＣｖである。原子炉圧力
容器１及びその他の一次系（図示せず）を格納している
ＰＯＹ２がある。ＰＯＹ２の中にはＰＣＶ２内雰囲気を
冷却するファンクーラユニット３が予備を含めて通常４
台設置されており、通常運転中に原子炉圧力容器１から
の放熱を吸収している。（第３図（ａ）参照）冷却材喪
失事故（ＬＯＣＡ）時においては、ＰＣＶＺ内の圧力・
温度が一次系冷却材のブローダウンによって上昇するが
、この時は第３図（ｂ）に示すように、弁４を開きポン
プ５を作動させてタンク６の水を熱交換器７を介してス
プレィヘッダ８からＰＯＹ３内に冷水をスプレィする。
その後は、タンク６の水位が低下した時点で弁４を閉じ
、弁１０を開けることにより、サンプタンク９に溜った
水を熱交換器７を介して冷却しながらスプレィヘッダ８
より継続してＰＯＹ３内にスプレイし、ＰＣｖ２内を冷
却する。
、弁１０を開けることにより、サンプタンク９に溜った
水を熱交換器７を介して冷却しながらスプレィヘッダ８
より継続してＰＯＹ３内にスプレイし、ＰＣｖ２内を冷
却する。
次に第４図によって他の従来例を示す。
第４図は沸騰水型原子ｊｐ（ＢＷＲ）プラントで一般に
用いられている圧力抑制器ＰＣｖである。
用いられている圧力抑制器ＰＣｖである。
このＰＣｖは原子炉圧力容器１を格納しているドライウ
ェル１１と圧力抑制プール１２を有する圧力抑制室１３
と、ドライウェル１１と圧力抑制プール１２を結ぶベン
ト管１４により形成されている。
ェル１１と圧力抑制プール１２を有する圧力抑制室１３
と、ドライウェル１１と圧力抑制プール１２を結ぶベン
ト管１４により形成されている。
ドライウェル１１内にはドライウェル１１内雰囲気を冷
却するファンクーラユニット３が予備２台を含めて６台
設置されており、通常運転中に原子炉圧力容器１からの
放熱を吸収している。（第４図（ａ）参照） ＬＯＣＡ時においては、ドライウェル１１内の圧力・温
度が一次系冷却水のブローダウンによって上昇するが、
この時は第４図（ｂ）に示すように弁１５を開き、ポン
プ５を作動させて圧力抑制プール１２内の水を熱交換器
７を介してスプレィヘッダ８からドライウェル１１及び
圧力抑制室１３内に冷水をスプレィし、ＰＣｖを冷却す
る。
却するファンクーラユニット３が予備２台を含めて６台
設置されており、通常運転中に原子炉圧力容器１からの
放熱を吸収している。（第４図（ａ）参照） ＬＯＣＡ時においては、ドライウェル１１内の圧力・温
度が一次系冷却水のブローダウンによって上昇するが、
この時は第４図（ｂ）に示すように弁１５を開き、ポン
プ５を作動させて圧力抑制プール１２内の水を熱交換器
７を介してスプレィヘッダ８からドライウェル１１及び
圧力抑制室１３内に冷水をスプレィし、ＰＣｖを冷却す
る。
圧力抑制型ＰＣ■の場合は、ＰＣｖ内の容積が小さいた
めに、ＬＯＣＡ時の放射線水分解及び水−金属反応によ
って発生するＨｚ、ＯｚガスによりＰＣｖ内雰内気囲気
燃領域に至る可能性があり、このため第４図（ｂ）に示
すように可燃性ガス濃度制御系（Ｆｅ２）１６ユニツト
が設置できる構造となっている。このＦｅ２１６ユニツ
トはＰＣｖ冷却に直接関係ないが、ＰＣｖ内でのＨ２，
０２ガスの燃焼を防止してＰＣｖの健全性を確保する上
で重要であり、原子炉格納施設の中に含まれる。
めに、ＬＯＣＡ時の放射線水分解及び水−金属反応によ
って発生するＨｚ、ＯｚガスによりＰＣｖ内雰内気囲気
燃領域に至る可能性があり、このため第４図（ｂ）に示
すように可燃性ガス濃度制御系（Ｆｅ２）１６ユニツト
が設置できる構造となっている。このＦｅ２１６ユニツ
トはＰＣｖ冷却に直接関係ないが、ＰＣｖ内でのＨ２，
０２ガスの燃焼を防止してＰＣｖの健全性を確保する上
で重要であり、原子炉格納施設の中に含まれる。
第３図に示すドライコンテインメント型ＰＣｖの場合は
、ＬＯＣＡ後のよう素除去の観点から、ＰＣｖスプレィ
は不可欠であり、ＰＣ■冷却のためにこのＰＣｖスプレ
ィ系に熱交換器７を設置する必要があった。
、ＬＯＣＡ後のよう素除去の観点から、ＰＣｖスプレィ
は不可欠であり、ＰＣ■冷却のためにこのＰＣｖスプレ
ィ系に熱交換器７を設置する必要があった。
また、第４図に示す気力抑制型ＰＣｖの場合は、ＰＣｖ
の長期冷却のために熱交換器７が必要であり、より効果
的なＰＣｖ内雰内気囲気却・減圧のためにスプレィ系が
設置されていた。（よう素は圧力抑制プール１２で除去
する。） 本発明では、常用のみに使用していたファンクーラを非
常時にも使用できるようにして、熱交換器７あるいはＰ
Ｃｖスプレィ系を削除した合理的な原子炉格納施設を供
するものである。
の長期冷却のために熱交換器７が必要であり、より効果
的なＰＣｖ内雰内気囲気却・減圧のためにスプレィ系が
設置されていた。（よう素は圧力抑制プール１２で除去
する。） 本発明では、常用のみに使用していたファンクーラを非
常時にも使用できるようにして、熱交換器７あるいはＰ
Ｃｖスプレィ系を削除した合理的な原子炉格納施設を供
するものである。
本発明の目的は原子炉格納施設を合理化すること、特に
ＰＣ■スプレィ系の熱交換器あるいはＰＣｖスプレィそ
のものを削除してプラントのコストダウンを計ることに
ある。
ＰＣ■スプレィ系の熱交換器あるいはＰＣｖスプレィそ
のものを削除してプラントのコストダウンを計ることに
ある。
本発明の特徴は、常用で使用しているファンクーラを非
常時でも使用できる様にし、ＬＯＣＡ後においてもこれ
を有効に活用することにより、ドライコンテインメント
型ＰＣｖにおいてはＰＣｖスプレィ系の熱交換器を削除
し、圧力抑制型ＰＣ■においてはＰＣｖスプレィそのも
のを削除する。
常時でも使用できる様にし、ＬＯＣＡ後においてもこれ
を有効に活用することにより、ドライコンテインメント
型ＰＣｖにおいてはＰＣｖスプレィ系の熱交換器を削除
し、圧力抑制型ＰＣ■においてはＰＣｖスプレィそのも
のを削除する。
さらに、ＬＯＣＡ後のプール水中での放射線水分解によ
り発生するＨｚ、０２を、ＰＣｖスプレィをやめる事で
大巾に低減させ、Ｆｅ２も削除することにある。
り発生するＨｚ、０２を、ＰＣｖスプレィをやめる事で
大巾に低減させ、Ｆｅ２も削除することにある。
以下、本発明の実施例を第１図及び第２図により説明す
る。
る。
第１図はドライコンテインメント型ＰＣｖで、第３図の
従来例に対応している。
従来例に対応している。
原子炉圧力容器１及びその他の一次系（図示せず）を格
納しているＰＣｖ２がある。ＰＣｖ２の中にはＰＣＶＺ
内雰囲気を冷却するファンクーラユニット３が予備を含
めて４台設置されており、通常運転中に原子炉圧力容器
１からの放熱を吸収している。（第１図（ａ）参照） ＬＯＣＡ時においても第１図の（ｂ）に示すように、フ
ァンクーラユニット３が作動し、ＰＣｖ２内を冷却する
ので、ＰＣｖスプレィ系に熱交換器を設置する必要はな
くなる。なお、ポンプ５及び弁４，１０の動作は従来と
同じである。
納しているＰＣｖ２がある。ＰＣｖ２の中にはＰＣＶＺ
内雰囲気を冷却するファンクーラユニット３が予備を含
めて４台設置されており、通常運転中に原子炉圧力容器
１からの放熱を吸収している。（第１図（ａ）参照） ＬＯＣＡ時においても第１図の（ｂ）に示すように、フ
ァンクーラユニット３が作動し、ＰＣｖ２内を冷却する
ので、ＰＣｖスプレィ系に熱交換器を設置する必要はな
くなる。なお、ポンプ５及び弁４，１０の動作は従来と
同じである。
次に第２図によって他の実施例を示す。
第２図は圧力抑制型ＰＣｖであり、第４図の従来例に対
応している。
応している。
ドライウェル１２内にはドライウェル１２内雰囲気を冷
却するファンクーラユニット３が予備２台を含めて通常
６台設置されており、通常運転中に原子炉圧力容器１か
らの放熱を吸収している。
却するファンクーラユニット３が予備２台を含めて通常
６台設置されており、通常運転中に原子炉圧力容器１か
らの放熱を吸収している。
（第２図（ａ）参照）
ＬＯＣＡ時においても、第２図の（ｂ）に示すようにフ
ァンクーラユニット３が作動し続け、ドライウェル１１
内を冷却するが、ＬＯＣＡ後のブローダウン時において
は破断口からブローダウンした原子炉−次系冷却水がド
ライウェル１１内雰囲気と共にベント管１４を介して圧
力抑制プール１２水中に放出され、この水中で蒸気を凝
縮して空気（窒素）が圧力抑制室１３に移行する。従っ
て、燃料棒からＦＰ放出があったとしても、この時プー
ル１２の水中部のスクラビング効果により、ｐｃｖ内雰
囲気中のＦＰ量は十分低下しているから、この観点から
のＰＣｖスプレィの必要性が小さく、上記した様に、ド
ライウェル１１内雰囲気はファンクーラユニット３によ
り冷却されるので、ＰＣｖスプレィによる冷却は不要で
あり、結局ｐｃｖスプレィを削除できる。
ァンクーラユニット３が作動し続け、ドライウェル１１
内を冷却するが、ＬＯＣＡ後のブローダウン時において
は破断口からブローダウンした原子炉−次系冷却水がド
ライウェル１１内雰囲気と共にベント管１４を介して圧
力抑制プール１２水中に放出され、この水中で蒸気を凝
縮して空気（窒素）が圧力抑制室１３に移行する。従っ
て、燃料棒からＦＰ放出があったとしても、この時プー
ル１２の水中部のスクラビング効果により、ｐｃｖ内雰
囲気中のＦＰ量は十分低下しているから、この観点から
のＰＣｖスプレィの必要性が小さく、上記した様に、ド
ライウェル１１内雰囲気はファンクーラユニット３によ
り冷却されるので、ＰＣｖスプレィによる冷却は不要で
あり、結局ｐｃｖスプレィを削除できる。
さらに、ＬＯＣＡ時に燃料棒からのＦＰ放出により、圧
力抑制プーリ１２内では放射線水分解が進み、Ｈｚ、０
２ガスがプール１２の水中に溶けた状態となる。このよ
うな状態下でのプール１２の水をｐｃｖ内雰囲気中にス
プレィすると、溶けているＨｚ、Ｏｚガスがｐｃｖ内雰
囲気中に出て来て、雰囲気中のＨｘ 、０２ガス濃度が
上昇することになるが、ＰＣｖスプレィをやらなければ
プール１２の水中でＨｚ、０２の可逆反応（放射線場の
状態下）により、Ｈｚ、０２の雰囲気中への放出がほと
んど無くなるので、ＰＣｖ内全体ではＨｚ、０２の発生
量が大巾に低減し、ＥＣ３の設置が不要となる。
力抑制プーリ１２内では放射線水分解が進み、Ｈｚ、０
２ガスがプール１２の水中に溶けた状態となる。このよ
うな状態下でのプール１２の水をｐｃｖ内雰囲気中にス
プレィすると、溶けているＨｚ、Ｏｚガスがｐｃｖ内雰
囲気中に出て来て、雰囲気中のＨｘ 、０２ガス濃度が
上昇することになるが、ＰＣｖスプレィをやらなければ
プール１２の水中でＨｚ、０２の可逆反応（放射線場の
状態下）により、Ｈｚ、０２の雰囲気中への放出がほと
んど無くなるので、ＰＣｖ内全体ではＨｚ、０２の発生
量が大巾に低減し、ＥＣ３の設置が不要となる。
なお、原子炉の崩壊熱は破断口からの非常用炉心冷却系
（ＥＣＣ３）溢水と供ロドライウエル１１を経由して圧
力抑制プール１２に流れるので、上記ファンクーラユニ
ット３ではその一部しか取れず、残りによって圧力抑制
プール１２の温度を上昇させるので、熱交換器７の小型
化は可能だが削除はできない。
（ＥＣＣ３）溢水と供ロドライウエル１１を経由して圧
力抑制プール１２に流れるので、上記ファンクーラユニ
ット３ではその一部しか取れず、残りによって圧力抑制
プール１２の温度を上昇させるので、熱交換器７の小型
化は可能だが削除はできない。
本発明によれば、常用のファンクーラを非常用とするこ
とができるので、以下の効果が期待できる。
とができるので、以下の効果が期待できる。
（１） ドライコンテインメント型ＰＣｖにおいては
。
。
ＰＣｖスプレィの熱交換器を削除できる。
（２）圧力抑制型ＰＣｖにおいては、Ｐｃ■スプレィと
ＥＣ８を削除できる。
ＥＣ８を削除できる。
（３）ファンクーラが非常用電源をもっことになるので
、全電源喪失時でもＰＣｖ内の冷却が可能となり、ＰＣ
ｖ内各内器機器産保護上有利となる。
、全電源喪失時でもＰＣｖ内の冷却が可能となり、ＰＣ
ｖ内各内器機器産保護上有利となる。
（４）−次系冷却材の小漏洩、小破断時などにおいても
、ＰＣｖ内各内器機器プレィ水によるダメージを気にせ
ずにＰＣＶ冷却を行えるので、運転性及び財産保護上有
利となる。
、ＰＣｖ内各内器機器プレィ水によるダメージを気にせ
ずにＰＣＶ冷却を行えるので、運転性及び財産保護上有
利となる。
第１図は本発明の一実施例を示す縦断面図、第２図は本
発明の他の実施例を示す縦断面図、第３図は従来例を示
す縦断面図、第４図は他の従来例を示す縦断面図であり
、各回において（ａ）図は常用時、（ｂ）図は非常時の
状態を示している。 １・・・原子炉圧力容器、２・・ＰＣｖ、３・・・ファ
ンクーラユニット、４・・・弁、５・・・ポンプ、６・
・・タンク、７・・・熱交換器、８・・・スプレィヘッ
ダ、９・・ドレインポット、１０・・・弁、１１・・・
ドライウェル、１２・・・圧力抑制プール、１３・・圧
力抑制室、１４・・ベント管、１５・・・弁、１６・・
・ＥＣ５゜ ／電、パ□い６ 代理人 弁理士 小川勝男 − ！４１ 凶 （久） ＜ｂ） （ト） 、￥３ 囚 （久） （Ｉ）） 竿４固 （久） （ｂ）
発明の他の実施例を示す縦断面図、第３図は従来例を示
す縦断面図、第４図は他の従来例を示す縦断面図であり
、各回において（ａ）図は常用時、（ｂ）図は非常時の
状態を示している。 １・・・原子炉圧力容器、２・・ＰＣｖ、３・・・ファ
ンクーラユニット、４・・・弁、５・・・ポンプ、６・
・・タンク、７・・・熱交換器、８・・・スプレィヘッ
ダ、９・・ドレインポット、１０・・・弁、１１・・・
ドライウェル、１２・・・圧力抑制プール、１３・・圧
力抑制室、１４・・ベント管、１５・・・弁、１６・・
・ＥＣ５゜ ／電、パ□い６ 代理人 弁理士 小川勝男 − ！４１ 凶 （久） ＜ｂ） （ト） 、￥３ 囚 （久） （Ｉ）） 竿４固 （久） （ｂ）
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、原子炉圧力容器を格納する原子炉格納容器において
、原子炉格納容器を冷却するためのファンクーラが常用
と非常用の兼用型であり、ポンプ、配管、及び散水機構
から成る原子炉格納容器スプレイ系を有する事を特徴と
する原子炉格納施設。 ２、特許請求の範囲第１項記載の原子炉格納施設におい
て、ポンプ、配管、及び散水機構から成る格納容器スプ
レイ系がベント管及び圧力抑制プールとしたことを特徴
とする原子炉格納施設。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60237335A JPS6298293A (ja) | 1985-10-25 | 1985-10-25 | 原子炉格納施設 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60237335A JPS6298293A (ja) | 1985-10-25 | 1985-10-25 | 原子炉格納施設 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6298293A true JPS6298293A (ja) | 1987-05-07 |
Family
ID=17013852
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60237335A Pending JPS6298293A (ja) | 1985-10-25 | 1985-10-25 | 原子炉格納施設 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6298293A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN103489490A (zh) * | 2012-06-13 | 2014-01-01 | 中国核动力研究设计院 | 一种非能动安全壳喷淋装置 |
-
1985
- 1985-10-25 JP JP60237335A patent/JPS6298293A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN103489490A (zh) * | 2012-06-13 | 2014-01-01 | 中国核动力研究设计院 | 一种非能动安全壳喷淋装置 |
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