JPS63289488A - 原子炉格納容器の圧力制御装置 - Google Patents
原子炉格納容器の圧力制御装置Info
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- JPS63289488A JPS63289488A JP62123717A JP12371787A JPS63289488A JP S63289488 A JPS63289488 A JP S63289488A JP 62123717 A JP62123717 A JP 62123717A JP 12371787 A JP12371787 A JP 12371787A JP S63289488 A JPS63289488 A JP S63289488A
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- Japan
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- pressure
- containment vessel
- pressure suppression
- dry well
- reactor containment
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- Pending
Links
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Classifications
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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】
〔発明の目的〕
（産業上の利用分野）
本発明は圧力抑制式原子炉格納容器を具備する原子力発
電所の原子炉格納容器の圧力制御装置に関する。
電所の原子炉格納容器の圧力制御装置に関する。
（従来の技術）
原子炉格納施設の一つである原子炉格納容器は一原子炉
圧力容器および原子炉再循環系の機器等を収納し、原子
炉運転時および原子炉格納容器内に。
圧力容器および原子炉再循環系の機器等を収納し、原子
炉運転時および原子炉格納容器内に。
て万一事故が発生した場合に、原子力発電所外部への放
射性物質の拡散を防止する機能を分担している。
射性物質の拡散を防止する機能を分担している。
原子炉格納容器の一つである圧力抑制式原子炉格納容器
は、原子炉およびそのまわりの一次系配管等を収納して
いるドライウェルと、このドライウェルに接続され水を
蓄えた圧力抑制室を備えている。圧力抑制室は、万−事
故等が発生してドライウェル中に蒸気・水などが放出さ
れ、原子炉格納容器内の圧力が上昇した場合、これらを
圧力抑制室の水中に導入し、ここで凝縮冷却することに
よりエネルギを吸収・し、原子炉格納容器内の圧力上昇
を抑制する役割をはたしている。
は、原子炉およびそのまわりの一次系配管等を収納して
いるドライウェルと、このドライウェルに接続され水を
蓄えた圧力抑制室を備えている。圧力抑制室は、万−事
故等が発生してドライウェル中に蒸気・水などが放出さ
れ、原子炉格納容器内の圧力が上昇した場合、これらを
圧力抑制室の水中に導入し、ここで凝縮冷却することに
よりエネルギを吸収・し、原子炉格納容器内の圧力上昇
を抑制する役割をはたしている。
また原子炉格納容器には、上述した事故発生時にドライ
ウェル中に発生した可燃性ガスの濃度を低下させるため
に、可燃性ガスの再結合装置が付設されている。
ウェル中に発生した可燃性ガスの濃度を低下させるため
に、可燃性ガスの再結合装置が付設されている。
（発明が解決しようとする問題点）
上述した手段によって、たとえば原子炉−次系の配管が
破断する等の事故が万一発生しても、原子炉格納容器は
これに耐え得るようになされているが、もし原子炉格納
容器内の圧力・温度がさらに上昇して原子炉格納容器が
破壊するような事態に発展した場合は、放射性物質が大
気中に放出されたり、あるいはたとえば水素等の可燃性
ガスが爆発したりする危険性がある。
破断する等の事故が万一発生しても、原子炉格納容器は
これに耐え得るようになされているが、もし原子炉格納
容器内の圧力・温度がさらに上昇して原子炉格納容器が
破壊するような事態に発展した場合は、放射性物質が大
気中に放出されたり、あるいはたとえば水素等の可燃性
ガスが爆発したりする危険性がある。
本発明は上述した危険性に対してさらに防護策を講じた
原子炉格納容器の圧力制御装置を提供することを目的と
する。
原子炉格納容器の圧力制御装置を提供することを目的と
する。
（問題点を解決するための手段）
本発明においては、圧力抑制式原子炉格納容器を具備す
る複数の原子炉を有する原子力発電所の原子炉格納容器
の圧力制御装置において、相異なる原子炉の各圧力抑制
室を連通させるベント管を設けた。
る複数の原子炉を有する原子力発電所の原子炉格納容器
の圧力制御装置において、相異なる原子炉の各圧力抑制
室を連通させるベント管を設けた。
（作用）
原子炉格納容器内に異常が生じて上昇した圧力は圧力抑
制室に導かれて解放される。一方の原子炉の圧力抑制室
の処理能力が限界に達しても、この圧力抑制室は他方の
原子炉の圧力抑制室にもベント管によって通じているの
で、圧力抑制機能はさらに増大され、原子炉格納容器の
破壊に至る危険性は防止される。
制室に導かれて解放される。一方の原子炉の圧力抑制室
の処理能力が限界に達しても、この圧力抑制室は他方の
原子炉の圧力抑制室にもベント管によって通じているの
で、圧力抑制機能はさらに増大され、原子炉格納容器の
破壊に至る危険性は防止される。
（実施例）
以下本発明の一実施例を第１図および第２図を参照して
説明する。
説明する。
第１図は、ＭＡＲＫ−１型原子炉格納容器を採用した原
子炉２基を有する原子力発電所の要部を表す３一 系統図である。第１図において、２基の原子炉１゜１１
はそれぞれ原子炉格納容器２，１２の内部に原子炉圧力
容器３，１３を収納している。原子炉格納容器２゜１２
には、ひようたん状容器をなすドライウェル４゜１４の
下端部に、いくつかのベント管５，１５によって接続さ
れたトーラス状の圧力抑制室６，１６が設けられている
。この圧力抑制室６，１６には水が貯留され、ベント管
５，１５の先端が浸されている。
子炉２基を有する原子力発電所の要部を表す３一 系統図である。第１図において、２基の原子炉１゜１１
はそれぞれ原子炉格納容器２，１２の内部に原子炉圧力
容器３，１３を収納している。原子炉格納容器２゜１２
には、ひようたん状容器をなすドライウェル４゜１４の
下端部に、いくつかのベント管５，１５によって接続さ
れたトーラス状の圧力抑制室６，１６が設けられている
。この圧力抑制室６，１６には水が貯留され、ベント管
５，１５の先端が浸されている。
原子炉１の圧力抑制室６と原子炉１１の圧力抑制室１６
との間には、それぞれの圧力抑制室空間部を連通ずるベ
ント管２１が設けられている。ベント管２１の各圧力抑
制室６，１６との接続点近くには、それぞれ隔離弁７，
１７が介挿されている。
との間には、それぞれの圧力抑制室空間部を連通ずるベ
ント管２１が設けられている。ベント管２１の各圧力抑
制室６，１６との接続点近くには、それぞれ隔離弁７，
１７が介挿されている。
ドライウェル４には、止め弁２２を介挿した接続配管２
３によって可燃性ガスの再結合装置２４が接続されてい
る。またベント管２１からは分岐管２５が導出され、止
め弁２２と再結合装置２４間の接続配管２３に接続され
ている。
３によって可燃性ガスの再結合装置２４が接続されてい
る。またベント管２１からは分岐管２５が導出され、止
め弁２２と再結合装置２４間の接続配管２３に接続され
ている。
再結合装置２４の詳細は第２図に示すように、接続配管
２３にブロア２６、加熱器２７、再結合器２８．冷却器
２９、セパレータ３０、弁３１がこの順に介挿されたう
え、ドレン配管３２となって圧力抑制室６に導かれてい
る。接続配管２３からブロア２６によって吸引された可
燃性ガスは、再結合器２８で燃焼され冷却器２９で冷却
凝縮されたのち、圧力抑制室６に放出されるようになっ
ている。入口側の接続配管２３とセパレータ３０の間に
は、弁３３を介挿したバイパス管３４が設けられ、入っ
てくる可燃性ガスの濃度が高くなったときにバイパスす
るようになっている。
２３にブロア２６、加熱器２７、再結合器２８．冷却器
２９、セパレータ３０、弁３１がこの順に介挿されたう
え、ドレン配管３２となって圧力抑制室６に導かれてい
る。接続配管２３からブロア２６によって吸引された可
燃性ガスは、再結合器２８で燃焼され冷却器２９で冷却
凝縮されたのち、圧力抑制室６に放出されるようになっ
ている。入口側の接続配管２３とセパレータ３０の間に
は、弁３３を介挿したバイパス管３４が設けられ、入っ
てくる可燃性ガスの濃度が高くなったときにバイパスす
るようになっている。
次にこれの作用について説明する。
原子炉１，１１の通常運転時には、隔離弁７、隔離弁１
７および止め弁２２はそれぞれ閉じられている。
７および止め弁２２はそれぞれ閉じられている。
原子炉格納容器２内にたとえば原子炉−次系の配管破断
等信等かの異常が発生し、ドライウェル４内に高圧の蒸
気・水などが放出された結果、ドライウェル４内の圧力
が上昇し、この値が一定値を超えると、ドライウェル４
内に設置された図示を省略した検出器からの信号によっ
て、隔離弁７、隔離弁１７および止め弁２２が開弁され
る。これによってドライウェル４内に充満した高温高圧
の蒸気・水などは圧力抑制室６で凝縮冷却処理されると
ともに、ベント管２１を通じて連結された圧力抑制室１
６も圧力抑制室６に付加されて作用するので、ドライウ
ェル４内の減圧はより有効に行なわれる。
等信等かの異常が発生し、ドライウェル４内に高圧の蒸
気・水などが放出された結果、ドライウェル４内の圧力
が上昇し、この値が一定値を超えると、ドライウェル４
内に設置された図示を省略した検出器からの信号によっ
て、隔離弁７、隔離弁１７および止め弁２２が開弁され
る。これによってドライウェル４内に充満した高温高圧
の蒸気・水などは圧力抑制室６で凝縮冷却処理されると
ともに、ベント管２１を通じて連結された圧力抑制室１
６も圧力抑制室６に付加されて作用するので、ドライウ
ェル４内の減圧はより有効に行なわれる。
一方ドライウェル４内に発生したたとえば水素などの可
燃性ガスは、接続配管２３を通じて再結合装置２４で燃
焼処理されるとともに、ベント管２１に流出したものは
分岐管２５を通じて再結介装［２４に導かれて処理され
、原子炉１１側の圧力抑制室１６への漏洩は防止される
。
燃性ガスは、接続配管２３を通じて再結合装置２４で燃
焼処理されるとともに、ベント管２１に流出したものは
分岐管２５を通じて再結介装［２４に導かれて処理され
、原子炉１１側の圧力抑制室１６への漏洩は防止される
。
本発明によれば、複数の原子炉が設置されている原子力
発電所において、個別の原子炉格納容器の設備を増大す
ることなく一層大きな圧力抑制効果を得ることが可能と
なり、原子力発電所の信頼性・安全性を一層向上させる
ことができる。
発電所において、個別の原子炉格納容器の設備を増大す
ることなく一層大きな圧力抑制効果を得ることが可能と
なり、原子力発電所の信頼性・安全性を一層向上させる
ことができる。
第１図は本発明の一実施例を示す系統図、第２図は第１
図の再結合装置の細部を示す配管図である。 １．１１・・・原子炉 ２，１２・・・原子炉
格納容器４．１４・・・ドライウェル ６，１６・・
・圧力抑制室７．１７・・・隔離弁 ２１・・
・ベント管２３・・・接続配管 ２４・・・再
結合装置２５・・・分岐管 代理人 弁理士 則 近 憲 佑 同 第子丸 健
図の再結合装置の細部を示す配管図である。 １．１１・・・原子炉 ２，１２・・・原子炉
格納容器４．１４・・・ドライウェル ６，１６・・
・圧力抑制室７．１７・・・隔離弁 ２１・・
・ベント管２３・・・接続配管 ２４・・・再
結合装置２５・・・分岐管 代理人 弁理士 則 近 憲 佑 同 第子丸 健
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、圧力抑制式原子炉格納容器を具備する複数の原子炉
を有する原子力発電所の原子炉格納容器の圧力制御装置
において、相異なる前記原子炉の各圧力抑制室を連通さ
せるベント管を設けたことを特徴とする原子炉格納容器
の圧力制御装置。 ２、前記ベント管は前記各圧力抑制室への接続端に介挿
されて前記原子炉の通常運転時には閉弁され且つ一方の
前記原子炉のドライウェル内圧力が設定値を超えたとき
開弁する隔離弁を有する特許請求の範囲第１項記載の原
子炉格納容器の圧力制御装置。 ３、前記一方の原子炉の前記ドライウェルに接続され且
つ前記一方の原子炉の前記ドライウェル内圧力が設定値
を超えたとき起動する可燃性ガスの再結合装置の接続配
管と前記ベント管とをつなぐ分岐管を設けた特許請求の
範囲第１項記載の原子炉格納容器の圧力制御装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62123717A JPS63289488A (ja) | 1987-05-22 | 1987-05-22 | 原子炉格納容器の圧力制御装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62123717A JPS63289488A (ja) | 1987-05-22 | 1987-05-22 | 原子炉格納容器の圧力制御装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63289488A true JPS63289488A (ja) | 1988-11-25 |
Family
ID=14867619
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62123717A Pending JPS63289488A (ja) | 1987-05-22 | 1987-05-22 | 原子炉格納容器の圧力制御装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS63289488A (ja) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0377095A (ja) * | 1989-08-21 | 1991-04-02 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器ベント装置 |
| FR2743663A1 (fr) * | 1996-01-16 | 1997-07-18 | Gen Electric | Systeme de suppression de pression et d'epuration d'aerosol pour un reacteur nucleaire |
| JP2015522167A (ja) * | 2012-07-09 | 2015-08-03 | アレヴァ ゲゼルシャフト ミット ベシュレンクテル ハフツングＡｒｅｖａ ＧｍｂＨ | 格納容器と圧力逃がしシステムを備えた原子力設備 |
| RU2710183C2 (ru) * | 2018-03-21 | 2019-12-24 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Устройство для локализации аварии в вакуумной камере термоядерного реактора |
| CN111292862A (zh) * | 2020-03-27 | 2020-06-16 | 江苏核电有限公司 | 基于核电厂安全重要仪表信号状态的反应堆紧急停堆方法 |
-
1987
- 1987-05-22 JP JP62123717A patent/JPS63289488A/ja active Pending
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0377095A (ja) * | 1989-08-21 | 1991-04-02 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器ベント装置 |
| FR2743663A1 (fr) * | 1996-01-16 | 1997-07-18 | Gen Electric | Systeme de suppression de pression et d'epuration d'aerosol pour un reacteur nucleaire |
| JP2015522167A (ja) * | 2012-07-09 | 2015-08-03 | アレヴァ ゲゼルシャフト ミット ベシュレンクテル ハフツングＡｒｅｖａ ＧｍｂＨ | 格納容器と圧力逃がしシステムを備えた原子力設備 |
| US10304574B2 (en) | 2012-07-09 | 2019-05-28 | Framatome Gmbh | Nuclear plant with a containment shell and with a pressure relief system |
| RU2710183C2 (ru) * | 2018-03-21 | 2019-12-24 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Устройство для локализации аварии в вакуумной камере термоядерного реактора |
| CN111292862A (zh) * | 2020-03-27 | 2020-06-16 | 江苏核电有限公司 | 基于核电厂安全重要仪表信号状态的反应堆紧急停堆方法 |
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