JPS63217296A - 自然放熱型原子炉格納容器 - Google Patents
自然放熱型原子炉格納容器Info
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- JPS63217296A JPS63217296A JP62050089A JP5008987A JPS63217296A JP S63217296 A JPS63217296 A JP S63217296A JP 62050089 A JP62050089 A JP 62050089A JP 5008987 A JP5008987 A JP 5008987A JP S63217296 A JPS63217296 A JP S63217296A
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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】
〔産業上の利用分野〕
本発明は軽水型原子炉に係わり、万一の冷却材喪失事故
時に原子炉格納容器に放出される炉心崩壊熱からの熱エ
ネルギーを自然の力により長期的に渡り系外に除去する
のに好適な自然放熱型原子炉格納容器に関する。
時に原子炉格納容器に放出される炉心崩壊熱からの熱エ
ネルギーを自然の力により長期的に渡り系外に除去する
のに好適な自然放熱型原子炉格納容器に関する。
従来技術の例として、現在の沸騰水型原子炉の原子炉格
納容器とこれの補助設備である残留熱除去系について第
5図を用いて説明する。
納容器とこれの補助設備である残留熱除去系について第
5図を用いて説明する。
沸騰水型原子炉の原子炉格納容器2は、圧力抑制型であ
り原子炉圧力容器1を内包するドライウェル3とサプレ
ッションプール5を内包するサプレッションチェンバ4
、更にドライウェル3とサプレッションプール5を連結
するベント管6がら構成されている。
り原子炉圧力容器1を内包するドライウェル3とサプレ
ッションプール5を内包するサプレッションチェンバ4
、更にドライウェル3とサプレッションプール5を連結
するベント管6がら構成されている。
冷却材喪失事故を仮想すると原子炉圧力容器1からドラ
イウェル3に放出された高温・高圧の蒸気はベント管6
を通すサプレッションプール5に放出され凝縮される。
イウェル3に放出された高温・高圧の蒸気はベント管6
を通すサプレッションプール5に放出され凝縮される。
これにより、原子炉格納容器2内の過渡の圧力上昇を抑
制する。また、長期的に発生する炉心崩壊熱に対しては
、残留熱除去系7を設置して対処している。冷却材喪失
事故後ECC5が作動し炉心が再冠水された以降は、炉
心崩壊熱はECC8水によりドライウェルに、更にベン
ト管6を介してサプレッションプール5に移行する。プ
ール水の熱は残留熱除去系7の熱交機器9により原子炉
格納容器外に除去される。
制する。また、長期的に発生する炉心崩壊熱に対しては
、残留熱除去系7を設置して対処している。冷却材喪失
事故後ECC5が作動し炉心が再冠水された以降は、炉
心崩壊熱はECC8水によりドライウェルに、更にベン
ト管6を介してサプレッションプール5に移行する。プ
ール水の熱は残留熱除去系7の熱交機器9により原子炉
格納容器外に除去される。
上記従来技術の沸騰水型原子炉の原子炉格納容器では、
長期間にわたる炉心崩壊熱の除去に関して、残留熱除去
系を設置しこれに対処しているが、そのためのコスト高
及び核分裂生成物を含んだプール水が原子炉格納容器外
に引き回される。ポンプ、昇熱交換器などの動的機器を
設置するため固有安全度が若干低下するなどの問題があ
った。
長期間にわたる炉心崩壊熱の除去に関して、残留熱除去
系を設置しこれに対処しているが、そのためのコスト高
及び核分裂生成物を含んだプール水が原子炉格納容器外
に引き回される。ポンプ、昇熱交換器などの動的機器を
設置するため固有安全度が若干低下するなどの問題があ
った。
本発明の目的は、上記従来技術の原子炉格納容器の壁か
らの自然放熱を大幅に増加させ、経済性及び固有安全性
向上が計れるのに好適な原子炉格納容器を提供すること
にある。
らの自然放熱を大幅に増加させ、経済性及び固有安全性
向上が計れるのに好適な原子炉格納容器を提供すること
にある。
上記目的は、原子炉格納容器内側壁に複数の突出部(フ
ィン)を設置する手段で達成される。
ィン)を設置する手段で達成される。
突出部より熱伝達面積の増加と非凝縮性ガス(空気)の
壁面での薄膜層形成による熱伝達阻害を低減させること
ができ、壁面での蒸気凝縮伝達率を大きくすることとな
り、原子炉格納容器壁からの自然放熱が促進される。
壁面での薄膜層形成による熱伝達阻害を低減させること
ができ、壁面での蒸気凝縮伝達率を大きくすることとな
り、原子炉格納容器壁からの自然放熱が促進される。
以下に本発明の実施例を具体的に説明する。
本発明が対象としている自然放熱型原子炉格納容器は、
原子炉格納容器壁からの自然放熱により長期にわたる炉
心崩壊熱の除去を達成させるため原子炉格納容器の内側
気相部に対向する壁に複数の突出部(フィン)を設置し
たことが特徴となっている。
原子炉格納容器壁からの自然放熱により長期にわたる炉
心崩壊熱の除去を達成させるため原子炉格納容器の内側
気相部に対向する壁に複数の突出部(フィン)を設置し
たことが特徴となっている。
冷却材喪失後の原子炉格納容器内気相部は、高温高圧の
蒸気と初期に存在していた空気の混合物で満たされてい
る。原子炉格納容器壁面での蒸気凝縮過程での蒸気凝縮
過程において凝縮面に非凝縮性の空気の薄膜が形成され
、凝縮熱伝達係数を著しく劣化する傾向がある。
蒸気と初期に存在していた空気の混合物で満たされてい
る。原子炉格納容器壁面での蒸気凝縮過程での蒸気凝縮
過程において凝縮面に非凝縮性の空気の薄膜が形成され
、凝縮熱伝達係数を著しく劣化する傾向がある。
これは、凝縮面近傍に雰囲気が停滞した層流領域が形成
され、かつこの領域に非凝縮性ガスが蓄積するからであ
る。
され、かつこの領域に非凝縮性ガスが蓄積するからであ
る。
そこで、本発明では原子炉格納容器内側壁に表=1の嵐
4の形状をした複数の突起部(フィン)を設置した。こ
れは、原子炉格納容器内雰囲気と格納容器壁との熱伝達
面積を増加させるだけでなく、凝縮面での空気の蓄積に
影響を受けずに熱伝達係数を増大させ、格納容器空間部
からの自然放熱を増大させることができる。
4の形状をした複数の突起部(フィン)を設置した。こ
れは、原子炉格納容器内雰囲気と格納容器壁との熱伝達
面積を増加させるだけでなく、凝縮面での空気の蓄積に
影響を受けずに熱伝達係数を増大させ、格納容器空間部
からの自然放熱を増大させることができる。
蒸気凝縮面(熱伝達面)の形状によっては、表−1に示
すように上記の空気の薄膜層の影響を回避し蒸気熱伝達
性を増大させることができる。
すように上記の空気の薄膜層の影響を回避し蒸気熱伝達
性を増大させることができる。
以下に、突起部(フィン)による熱伝達の向上効果を第
3図にて説明する。高温状態の非凝縮性ガス(空気)と
蒸気が混在している雰囲気(冷却材喪失事故後の原子炉
格納容器内の雰囲気は、空気量と蒸気量がほぼ等しい。
3図にて説明する。高温状態の非凝縮性ガス(空気)と
蒸気が混在している雰囲気(冷却材喪失事故後の原子炉
格納容器内の雰囲気は、空気量と蒸気量がほぼ等しい。
)と低温側の蒸気凝縮面(原子炉格納容器)との間の熱
伝達を考えた場合、空気と蒸気の均質混合雰囲気(破断
口からの冷却材放出が駆動力となり雰囲気は活性化して
いる。)が蒸気凝縮面に移行し蒸気は凝縮され非常に熱
伝達がよい。しかし、雰囲気中の熱伝達率の悪い空気の
一部が、第3図(1)、 (2)に示すように蒸気凝縮
面に停滞し非常に薄い層流領域を形成してしまう。この
空気薄膜層により、その内側の空気/蒸気の混合雰囲気
と蒸気凝縮面との熱伝達は空気薄膜層を介しての蒸気の
拡散でしか行われなくなり極端に熱伝達が悪化する。空
気量と蒸気量の比と熱伝達率の関係は、第3図(3)、
(4)に示すように空気量の割合が大きくなると熱伝
達率が悪化することが知られている。
伝達を考えた場合、空気と蒸気の均質混合雰囲気(破断
口からの冷却材放出が駆動力となり雰囲気は活性化して
いる。)が蒸気凝縮面に移行し蒸気は凝縮され非常に熱
伝達がよい。しかし、雰囲気中の熱伝達率の悪い空気の
一部が、第3図(1)、 (2)に示すように蒸気凝縮
面に停滞し非常に薄い層流領域を形成してしまう。この
空気薄膜層により、その内側の空気/蒸気の混合雰囲気
と蒸気凝縮面との熱伝達は空気薄膜層を介しての蒸気の
拡散でしか行われなくなり極端に熱伝達が悪化する。空
気量と蒸気量の比と熱伝達率の関係は、第3図(3)、
(4)に示すように空気量の割合が大きくなると熱伝
達率が悪化することが知られている。
上記の空気薄膜は、蒸気凝縮面の極めて近傍付近(約1
〜2nn+)に形成される層流領域であるので、凝縮面
よりの突起部を設置すれば突起部表面には形成されない
。(突起部付根の微少部分に形成される可能性があると
しても問題ない。)本発明では、上記の突起部(フィン
)の効果を利用することにより、空気/蒸気の混合雰囲
気領域と突起部(フィン)との有効な熱伝達を促進し、
また、突起部(フィン)により熱伝達面積を、増加させ
、原子炉格納容器空間部壁からの自然放熱を促進する。
〜2nn+)に形成される層流領域であるので、凝縮面
よりの突起部を設置すれば突起部表面には形成されない
。(突起部付根の微少部分に形成される可能性があると
しても問題ない。)本発明では、上記の突起部(フィン
)の効果を利用することにより、空気/蒸気の混合雰囲
気領域と突起部(フィン)との有効な熱伝達を促進し、
また、突起部(フィン)により熱伝達面積を、増加させ
、原子炉格納容器空間部壁からの自然放熱を促進する。
上記の作用原理に基づく本発明のより具体的実施例を各
図を用いて説明する。
図を用いて説明する。
第1図に本発明の自然放熱型原子炉の原子炉格納容器を
示す。
示す。
第1図において、自然放熱型原子炉格納容器は原子炉格
納容器1を内包する空間部内壁に突起部(フィン)7を
設けたドライウェル3とサプレッションプール5を内蔵
する空間部内壁に突起部(フィン)14を設けたサプレ
ッションチェンバ4とドライウェル3とサプレッション
プール5を連結するベント管6とサプレッションチェン
バ4外周に設置された外周プール11とから構成されて
いる。
納容器1を内包する空間部内壁に突起部(フィン)7を
設けたドライウェル3とサプレッションプール5を内蔵
する空間部内壁に突起部(フィン)14を設けたサプレ
ッションチェンバ4とドライウェル3とサプレッション
プール5を連結するベント管6とサプレッションチェン
バ4外周に設置された外周プール11とから構成されて
いる。
万一、冷却材喪失事故が発生した場合原子炉圧力容器1
からドライウェル3に高温高圧の蒸気が放出されドライ
ウェル3圧力温度が急激に上昇し、ドライウェル3内雰
囲気はベント管6を通ってサプレッションプール5に放
出される。蒸気はサプレッションプール5で完全に凝縮
され格納容器内2の過渡の圧力上昇を抑制する。このた
め、ドライウェル3内空気は、プール5を通りサプレッ
ションチェンバ4空間部に移行し、サプレッションチェ
ンバ空間部の圧力を上昇させる。
からドライウェル3に高温高圧の蒸気が放出されドライ
ウェル3圧力温度が急激に上昇し、ドライウェル3内雰
囲気はベント管6を通ってサプレッションプール5に放
出される。蒸気はサプレッションプール5で完全に凝縮
され格納容器内2の過渡の圧力上昇を抑制する。このた
め、ドライウェル3内空気は、プール5を通りサプレッ
ションチェンバ4空間部に移行し、サプレッションチェ
ンバ空間部の圧力を上昇させる。
事故後長期間においては、炉心崩壊熱はECC5水に吸
収されドライウェル3に移行し、更にベント管6を介し
てサプレッションプール5に移行し各各、ドライウェル
空間部、サプレッションチェンバ空間部、サプレッショ
ンプール水に分配される。
収されドライウェル3に移行し、更にベント管6を介し
てサプレッションプール5に移行し各各、ドライウェル
空間部、サプレッションチェンバ空間部、サプレッショ
ンプール水に分配される。
原子炉格納容器2空間部内側壁に設置されたl突起部(
フィン)14は、熱伝達率、熱伝達面積を増大させ、か
つその形状効果により空気薄膜層による熱伝達阻害の影
響を低減させ、上記のドライウェル3及びサプレッショ
ンチェンバ4空間部に放出された炉心崩壊熱の原子炉格
納容器2壁への熱伝達を促進し、原子炉格納容器2壁か
らの自然放熱量を増大させる。
フィン)14は、熱伝達率、熱伝達面積を増大させ、か
つその形状効果により空気薄膜層による熱伝達阻害の影
響を低減させ、上記のドライウェル3及びサプレッショ
ンチェンバ4空間部に放出された炉心崩壊熱の原子炉格
納容器2壁への熱伝達を促進し、原子炉格納容器2壁か
らの自然放熱量を増大させる。
また、サプレッションプール5に移行した炉心崩壊熱は
、プール5内側壁を介して外周プール5水に移行する。
、プール5内側壁を介して外周プール5水に移行する。
具体的な除熱能力について以下に示す。
本発明の突起部(フィン)を採用した場合としない場合
の原子炉格納容器空間部壁からの除熱量を較して以下に
示す。
の原子炉格納容器空間部壁からの除熱量を較して以下に
示す。
これにより、突起部(フィン)を設置した場合の空間部
からの除熱量は、設置しない場合に比べて表2の如く約
2〜10倍となる。
からの除熱量は、設置しない場合に比べて表2の如く約
2〜10倍となる。
第 2 表
Ao=500イ。
Az=1250rrl”→Ax/Ao=2.5ho=1
00KcaQ/rrl’−h・’c。
00KcaQ/rrl’−h・’c。
hz=440Kca12/rrr・h・’c−+ht/
ho=4.4Qo=1.2X106KcaQ/hr。
ho=4.4Qo=1.2X106KcaQ/hr。
Q工=5.4X 10BKcaQ/hr−+Qz/Qo
=4.5第6図(a)(b)による具体的な放熱評価は
次のとおりである。
=4.5第6図(a)(b)による具体的な放熱評価は
次のとおりである。
突起部(フィン)の形状・寸法及び個数を以下のように
仮定した場合の具体的な評価例を示す。
仮定した場合の具体的な評価例を示す。
(1)空間部壁からの放熱量評価
■熱伝達面積
a)突起部無しの場合(A o )
Ao=π ・ 23.7弓500rrf’b)突起部有
りの場合(A1) 突起部1個の表面積(AP) AF=−・(232−(23−2・0.02)”)X2
+π・(23−2・0.02)・0、01岬4耐格納容
器壁表面積(A p ) Ap=230 ・(7C・23 ・(0,03−0,0
1))=330rn’ 以上より、At=230 ・4+330=1250rr
?Ax/Ao押2.5 尚、第6図(a)、(b)において、 T 1〜T 3
。
りの場合(A1) 突起部1個の表面積(AP) AF=−・(232−(23−2・0.02)”)X2
+π・(23−2・0.02)・0、01岬4耐格納容
器壁表面積(A p ) Ap=230 ・(7C・23 ・(0,03−0,0
1))=330rn’ 以上より、At=230 ・4+330=1250rr
?Ax/Ao押2.5 尚、第6図(a)、(b)において、 T 1〜T 3
。
h1〜hδ、KO2,γは表3のとおりである。
Tr=130’C。
Tz=130℃。
Ta=100℃。
hz =640KcaQ/rf・h・’c。
hz =620KcaQ/rr?・h・’c。
ha =440Kcai2/rrr・h・”c。
Kcs= 140KcaQ/nf・h・”c。
7=O,0O02h −rrr・’C/KcaQ。
■熱伝達係数(h8)
a)突起部無しの場合
(ha )O”F 100KcaQ/m・h・”c (
第3図より) b)突起部有りの場合 ・突起部: (ha )z=440KcaQ/rd・
h・℃(第3図より) ・格納容器壁: (ha )o= 100KcaA/
rrlh・℃(第3図より) (h+s )t/ (ha )o:4.4■放熱量 a)突起部無しの場合(Ao) Qo=Uo・ (Tt Ts ) ・A。
第3図より) b)突起部有りの場合 ・突起部: (ha )z=440KcaQ/rd・
h・℃(第3図より) ・格納容器壁: (ha )o= 100KcaA/
rrlh・℃(第3図より) (h+s )t/ (ha )o:4.4■放熱量 a)突起部無しの場合(Ao) Qo=Uo・ (Tt Ts ) ・A。
Uo ha Kcs hz
loo 140
+O,0O02+−
よってUo畔80KcaQ/h−rrr・’CQo=8
0 ・(130100)・ 500=1.2X106
Kcal/hr。
0 ・(130100)・ 500=1.2X106
Kcal/hr。
b)突起部有りの場合(Ql )
格納容器壁: (Qz)o=80 ・ (130−1
00)・330 =7.9 X 10’ KcaQ/hr。
00)・330 =7.9 X 10’ KcaQ/hr。
突起部: (Ql )l=U1・(TI Ta)
・Ap−N・Uo ha Kcs h2+
O,0O02+− =4.486 X 10−8 よってUz4220にcan/hr。
・Ap−N・Uo ha Kcs h2+
O,0O02+− =4.486 X 10−8 よってUz4220にcan/hr。
フィン効率φ幻tan−h−ub/ ub#0,89
よってφ=0.8
(At)t=220(130−100)・4・230・
初6.0X106KcaQ/hr。
初6.0X106KcaQ/hr。
Qs= ((Qt)o + (Qt)t ) Xφ=
(7,9xlO’ +6.0xlOB)xO,8:5.
4X10BKcaQ/hr。
(7,9xlO’ +6.0xlOB)xO,8:5.
4X10BKcaQ/hr。
よって、Q1/Qo =4.5
(2)プール壁からの放熱量評価(Qp)Ap=π・2
3・8 580rf A p = Uω・(Tz −T2 )・ApUCLI
ht Kcs hz+0.0002+
− =3.77X10−’ よってUω=265 Ap=265(130100)・ 580=4.6 X
10’ KcaQ /hr。
3・8 580rf A p = Uω・(Tz −T2 )・ApUCLI
ht Kcs hz+0.0002+
− =3.77X10−’ よってUω=265 Ap=265(130100)・ 580=4.6 X
10’ KcaQ /hr。
また、サプレッションプール水から外周プールへの除熱
量(4,6X10″″BKca Q /hr、 )の評
価例と炉心崩壊熱(現行許認可解析条件のM a y
−W:H)の関係を第4図に示すが、これだけでは炉心
放解熱を自然放熱により完全に除去するだけの効果は得
られない、しかし、このプール水からの除熱量と前記空
間部からの除熱量を併せると。
量(4,6X10″″BKca Q /hr、 )の評
価例と炉心崩壊熱(現行許認可解析条件のM a y
−W:H)の関係を第4図に示すが、これだけでは炉心
放解熱を自然放熱により完全に除去するだけの効果は得
られない、しかし、このプール水からの除熱量と前記空
間部からの除熱量を併せると。
第4図に示すように、事故後〜1日で炉心崩壊熱とバラ
ンスし、それ以降は、除熱量が炉心崩壊熱を上回るので
原子炉格納容器内温度は低下していく。
ンスし、それ以降は、除熱量が炉心崩壊熱を上回るので
原子炉格納容器内温度は低下していく。
従って、残留熱除去系がなくとも炉心で発生する崩壊熱
を除去することができる。
を除去することができる。
その他の実施例として第2図(a)〜(h)に示すよう
に突起部14を形成しても良い。
に突起部14を形成しても良い。
本発明によれば、原子炉格納容器の内側気相部に複数の
突起部を設置することにより格納容器内雰囲気と格納容
器壁との熱伝達面積を増加させ、また、空気薄膜層によ
る熱伝達の阻害を低減し熱伝達を増大させ、格納容器空
間部壁からの自然放熱を増大させ、以上により固有安全
性の向上と残留熱除去系を削除ないしは必要性を低減す
ることによる経済性の向上を図ることができる。
突起部を設置することにより格納容器内雰囲気と格納容
器壁との熱伝達面積を増加させ、また、空気薄膜層によ
る熱伝達の阻害を低減し熱伝達を増大させ、格納容器空
間部壁からの自然放熱を増大させ、以上により固有安全
性の向上と残留熱除去系を削除ないしは必要性を低減す
ることによる経済性の向上を図ることができる。
第1図(a)は本発明の一実施例による原子炉格納容器
の縦断面図、第1図(b)は第1図(a)部のA矢印部
拡大断面図、第2図(a) 、 (b) 、 (c)
、 (d) 。 (e)、 (f)、 (g)、 (h)は各々第1図(
b)に示し突起部の各変形例を示す斜視図、第3図(1
)、 (2)。 (3)、(4)は第1図(b)の突起部によって生じる
各特性のグラフ図、第4図は本発明の実施例における自
然放熱欧と炉心崩壊熱との関係を示したグラフ図、第5
図は従来の原子炉格納容器の縦断面図、第6図(a)は
本発明の熱的評価における各構造部分の寸法図、第6図
(b)は第6図(a)中のA矢印部拡大断面図である。 1・・・原子炉圧力容器、2・・・原子炉格納容器、3
・・・ドライウェル、4・・・サプレッションチェンバ
、5・・・サプレッションプール、6・・・ベント管、
7・・・残留熱除去系、8・・・残留熱除去系ポンプ、
9・・・残留熱除去系熱交換器、10・・・スプレィヘ
ッダ、11・・・外周プール、12・・・外周プール空
間部、13・・・原子炉建屋、14・・・突起部(フィ
ン)。 /・斥□
の縦断面図、第1図(b)は第1図(a)部のA矢印部
拡大断面図、第2図(a) 、 (b) 、 (c)
、 (d) 。 (e)、 (f)、 (g)、 (h)は各々第1図(
b)に示し突起部の各変形例を示す斜視図、第3図(1
)、 (2)。 (3)、(4)は第1図(b)の突起部によって生じる
各特性のグラフ図、第4図は本発明の実施例における自
然放熱欧と炉心崩壊熱との関係を示したグラフ図、第5
図は従来の原子炉格納容器の縦断面図、第6図(a)は
本発明の熱的評価における各構造部分の寸法図、第6図
(b)は第6図(a)中のA矢印部拡大断面図である。 1・・・原子炉圧力容器、2・・・原子炉格納容器、3
・・・ドライウェル、4・・・サプレッションチェンバ
、5・・・サプレッションプール、6・・・ベント管、
7・・・残留熱除去系、8・・・残留熱除去系ポンプ、
9・・・残留熱除去系熱交換器、10・・・スプレィヘ
ッダ、11・・・外周プール、12・・・外周プール空
間部、13・・・原子炉建屋、14・・・突起部(フィ
ン)。 /・斥□
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1、軽水型原子炉設備の原子炉圧力容器を内包する鋼製
の原子炉格納容器において、原子炉格納容器壁内側に複
数個の突起部を設置したことを特徴とする自然放熱型原
子炉格納容器。 2、特許請求の範囲の第1項において、複数の突起部を
原子炉圧力容器を内包するドライウェル空間部及びプー
ル水を内包するウェットウェルの気相部に設置したこと
を特徴とした自然放熱型原子炉格納容器。 3、特許請求の範囲の第1項において、突起部を設置し
ない場合の熱伝達面積をA_0、突起部を設置した場合
の熱伝達面積をA_1としたとき、1.5・A_0≦A
_1≦3・A_0としたことを特徴とした自然放熱型原
子炉格納容器。
Priority Applications (4)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP62050089A JPS63217296A (ja) | 1987-03-06 | 1987-03-06 | 自然放熱型原子炉格納容器 |
US07/098,530 US5011652A (en) | 1986-09-19 | 1987-09-18 | Nuclear power facilities |
KR1019870010357A KR950009881B1 (ko) | 1986-09-19 | 1987-09-18 | 원자로 설비 |
CN87106445A CN1012769B (zh) | 1986-09-19 | 1987-09-18 | 核动力装置 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP62050089A JPS63217296A (ja) | 1987-03-06 | 1987-03-06 | 自然放熱型原子炉格納容器 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS63217296A true JPS63217296A (ja) | 1988-09-09 |
JPH0529279B2 JPH0529279B2 (ja) | 1993-04-28 |
Family
ID=12849316
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP62050089A Granted JPS63217296A (ja) | 1986-09-19 | 1987-03-06 | 自然放熱型原子炉格納容器 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS63217296A (ja) |
Cited By (11)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
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JP2015031684A (ja) * | 2013-08-07 | 2015-02-16 | 株式会社東芝 | 原子力プラント |
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US10672523B2 (en) | 2012-05-21 | 2020-06-02 | Smr Inventec, Llc | Component cooling water system for nuclear power plant |
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US11901088B2 (en) | 2012-05-04 | 2024-02-13 | Smr Inventec, Llc | Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation |
US11935663B2 (en) | 2012-05-21 | 2024-03-19 | Smr Inventec, Llc | Control rod drive system for nuclear reactor |
-
1987
- 1987-03-06 JP JP62050089A patent/JPS63217296A/ja active Granted
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US9786393B2 (en) | 2012-05-21 | 2017-10-10 | Smr Inventec, Llc | Passive reactor containment protection system |
US10665354B2 (en) | 2012-05-21 | 2020-05-26 | Smr Inventec, Llc | Loss-of-coolant accident reactor cooling system |
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Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPH0529279B2 (ja) | 1993-04-28 |
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