JPS6333697A - 格納容器熱除去装置 - Google Patents
格納容器熱除去装置Info
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- JPS6333697A JPS6333697A JP61176811A JP17681186A JPS6333697A JP S6333697 A JPS6333697 A JP S6333697A JP 61176811 A JP61176811 A JP 61176811A JP 17681186 A JP17681186 A JP 17681186A JP S6333697 A JPS6333697 A JP S6333697A
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- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 23
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 claims description 4
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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】
〔発明の目的〕
（産業上の利用分野）
本発明は、原子力発電所に用いられる格納容器熱除去装
置に関する。
置に関する。
（従来の技術）
原子力発電所に於いて原子炉圧力容器バウンダリーの破
断が発生し、冷却材喪失事故に至った場合、従来の原子
炉では動的機器であるポンプを用いた非常用炉心冷却装
置（以下ＥＣＣ５と略記する）を用いて炉心冷却を行い
、その健全性を確保している。それと共に、破断口から
格納容器へ放出された蒸気はベント管を通して格納容器
サプレッションプール部（以下サプレッションプールと
略記する）へ導かれ、凝縮放熱させることによって格納
容器内圧の上昇を抑制している。この際サプレッション
プールへ蓄積された熱は崩壊熱除去系によって最終的ヒ
ートシンクである海水或いは川水中へと放熱されてサプ
レッションプールの水温上昇が抑制されている。この結
果原子炉並びに格納容器の健全性が確保される。
断が発生し、冷却材喪失事故に至った場合、従来の原子
炉では動的機器であるポンプを用いた非常用炉心冷却装
置（以下ＥＣＣ５と略記する）を用いて炉心冷却を行い
、その健全性を確保している。それと共に、破断口から
格納容器へ放出された蒸気はベント管を通して格納容器
サプレッションプール部（以下サプレッションプールと
略記する）へ導かれ、凝縮放熱させることによって格納
容器内圧の上昇を抑制している。この際サプレッション
プールへ蓄積された熱は崩壊熱除去系によって最終的ヒ
ートシンクである海水或いは川水中へと放熱されてサプ
レッションプールの水温上昇が抑制されている。この結
果原子炉並びに格納容器の健全性が確保される。
一方、近年工学的安全施設の合理化及び信頼性向上の観
点から図２に示す様なＥ １ｅｖａｔｅｄ Ｐ ｏｏｌ
方式の格納容器（以下単に格納容器と呼ぶ）を有する原
子炉の実用化が提唱されるに至っている。
点から図２に示す様なＥ １ｅｖａｔｅｄ Ｐ ｏｏｌ
方式の格納容器（以下単に格納容器と呼ぶ）を有する原
子炉の実用化が提唱されるに至っている。
ここで第２図を参照して従来の原子炉格納容量について
説明する。第２図において、原子炉圧力容器１内には炉
心２が収容されている。この原子炉圧力容器１の何回に
はドライウェル３が形成され、このドライウェル３の上
部側方には冷却材４を貯溜するサプレッションプール５
が配置されている。
説明する。第２図において、原子炉圧力容器１内には炉
心２が収容されている。この原子炉圧力容器１の何回に
はドライウェル３が形成され、このドライウェル３の上
部側方には冷却材４を貯溜するサプレッションプール５
が配置されている。
これらサプレッションプール５の上方は燃料交換エリア
を形成する上部構造物（図示せず）が設けられている。
を形成する上部構造物（図示せず）が設けられている。
また、前記原子炉圧力容器１には前記ドライウェル３を
貫通して給水配管７が接続されており、この給水配管７
には事故時に前記サプレッションプールＳから逆止弁８
を介して冷却材を給水配管７内に導びく冷却材注入配管
９が接続されている。また、前記サプレッションプール
５の上部には圧力逃し弁６が設けられている。
貫通して給水配管７が接続されており、この給水配管７
には事故時に前記サプレッションプールＳから逆止弁８
を介して冷却材を給水配管７内に導びく冷却材注入配管
９が接続されている。また、前記サプレッションプール
５の上部には圧力逃し弁６が設けられている。
以上の構成において、冷却水源となるサプレッションプ
ール５が原子炉圧力容器１より上部に位置するため、従
来のＥＣＣ８の様にポンプを使用せずに冷却材の水頭差
により冷却材を原子炉圧力容器１内へ注入することが出
来る。更にサプレッションプール５の冷却は従来の崩壊
熱除去系の様にポンプ及び熱交換器を使用せず、サプレ
ッションプール上部に圧力逃し弁６を設置し、大量のサ
プレッションプール水を沸騰させつつ、蒸気を前記圧力
逃し弁６から最終的に環境に放出することにより事故後
一定期間の格納容器の健全性を維持するという設計思想
をとっている。
ール５が原子炉圧力容器１より上部に位置するため、従
来のＥＣＣ８の様にポンプを使用せずに冷却材の水頭差
により冷却材を原子炉圧力容器１内へ注入することが出
来る。更にサプレッションプール５の冷却は従来の崩壊
熱除去系の様にポンプ及び熱交換器を使用せず、サプレ
ッションプール上部に圧力逃し弁６を設置し、大量のサ
プレッションプール水を沸騰させつつ、蒸気を前記圧力
逃し弁６から最終的に環境に放出することにより事故後
一定期間の格納容器の健全性を維持するという設計思想
をとっている。
各れにしても、上述の様に工学的安全施設からポンプ等
の動的機塁を削除することによって信頼性の向上を計る
とともに、コストの削減を行っている。
の動的機塁を削除することによって信頼性の向上を計る
とともに、コストの削減を行っている。
（発明が解決しようとする問題点）
Ｅ １ｅｖａｔｅｄ Ｐ ｏｏｌ方式の格納容器を有す
る原子炉ではサプレッションプールからの熱除去を圧力
逃がし弁からの蒸気放出によって行っている。しかし、
この方法によると事故時に原子炉から放出された放射性
物質がサプレッションプール水から放出される蒸気に随
伴されて大量に環境中に放出されてしまう問題点があっ
た。
る原子炉ではサプレッションプールからの熱除去を圧力
逃がし弁からの蒸気放出によって行っている。しかし、
この方法によると事故時に原子炉から放出された放射性
物質がサプレッションプール水から放出される蒸気に随
伴されて大量に環境中に放出されてしまう問題点があっ
た。
本発明の目的は、事故時、或いは異常な過渡時に於いて
格納容器サプレッションプール部からポンプ及び熱交換
器を使用することなく必要十分な熱除去が行え、かつ放
射性物質を環境に大量に放出することのない高効率の格
納容器熱除去装置を提供することにある。
格納容器サプレッションプール部からポンプ及び熱交換
器を使用することなく必要十分な熱除去が行え、かつ放
射性物質を環境に大量に放出することのない高効率の格
納容器熱除去装置を提供することにある。
（問題点を解決するための手段）
上記目的を達成するために、本発明においては、内部に
炉心を収納する原子炉圧力容器の上方に配置され事故時
に前記原子炉圧力容器から発生する蒸気を凝縮する冷却
水を保有するサプレッションプールと、このサプレッシ
ョンプールの上方に隔壁を介して配置される清浄水プー
ルと、事故時に前記サプレッションプール内の熱を清浄
水プール内に伝達させるヒートパイプとから成ることを
特徴とする格納容器熱除去装置を提供する。
炉心を収納する原子炉圧力容器の上方に配置され事故時
に前記原子炉圧力容器から発生する蒸気を凝縮する冷却
水を保有するサプレッションプールと、このサプレッシ
ョンプールの上方に隔壁を介して配置される清浄水プー
ルと、事故時に前記サプレッションプール内の熱を清浄
水プール内に伝達させるヒートパイプとから成ることを
特徴とする格納容器熱除去装置を提供する。
（作用）
この様にして構成された格納容器熱除去装置を有する原
子炉に於いては、事故或いは異常な過渡事象が発生して
格納容器サプレッションプール内の冷却水の水温が上昇
した場合、サプレッションプール内に蓄積された熱をヒ
ートパイプを介して清浄水プールへ輸送することによっ
て格納容器サプレッションプール内からの熱除去を効率
良く行うことが出来る。
子炉に於いては、事故或いは異常な過渡事象が発生して
格納容器サプレッションプール内の冷却水の水温が上昇
した場合、サプレッションプール内に蓄積された熱をヒ
ートパイプを介して清浄水プールへ輸送することによっ
て格納容器サプレッションプール内からの熱除去を効率
良く行うことが出来る。
（実施例）
以下本発明の一実施例を第１図に基づいて説明する。な
お、第１図において、第２図と同一部分には同一符号を
付し、その構成の説明は省略する。
お、第１図において、第２図と同一部分には同一符号を
付し、その構成の説明は省略する。
第１図に示す様に炉心２を収納した原子炉圧力容器１の
上部にはサプレッションプール５が設けられている。そ
して、このサプレッションプール５の上部には隣接して
清浄水プール１０が設置される。
上部にはサプレッションプール５が設けられている。そ
して、このサプレッションプール５の上部には隣接して
清浄水プール１０が設置される。
サプレッションプール５と清浄水プール１０とは隔壁１
１で仕切られ、前記サプレッションプール５の気密性が
保持されている。そして、この隔壁１１を貫通してヒー
トパイプ（乃至ヒートパイプの束）１２が設けられてい
る。このヒートパイプ１２の下端はサプレッションプー
ル５内の冷却材４内に挿入されており、上端は清浄水プ
ール１０内の冷却材１３内に挿入されている。なお、こ
のヒートパイプ１２はパイプ内へ液体（通常は水を使用
）を減圧封入して、その液体の相変化を利用して熱輸送
を行う静的機器であり、ヒートパイプ１２の一端（サプ
レッションプール５側）は加熱され沸騰により蒸気を発
生し、他端（清浄水プール１０側）で凝縮する際放熱す
るように構成されている。そして、このように構成され
ているので沸騰、凝縮ともに相変化を伴う為熱伝達量が
大きく、効率良くサプレッションプールからの熱除去を
行うことが出来る。
１で仕切られ、前記サプレッションプール５の気密性が
保持されている。そして、この隔壁１１を貫通してヒー
トパイプ（乃至ヒートパイプの束）１２が設けられてい
る。このヒートパイプ１２の下端はサプレッションプー
ル５内の冷却材４内に挿入されており、上端は清浄水プ
ール１０内の冷却材１３内に挿入されている。なお、こ
のヒートパイプ１２はパイプ内へ液体（通常は水を使用
）を減圧封入して、その液体の相変化を利用して熱輸送
を行う静的機器であり、ヒートパイプ１２の一端（サプ
レッションプール５側）は加熱され沸騰により蒸気を発
生し、他端（清浄水プール１０側）で凝縮する際放熱す
るように構成されている。そして、このように構成され
ているので沸騰、凝縮ともに相変化を伴う為熱伝達量が
大きく、効率良くサプレッションプールからの熱除去を
行うことが出来る。
以上の構成に於いて事故或いは異常な過渡事象が発生し
、サプレッションプール５の水温が上昇した場合、格納
容器の気密性を保持したままで、ヒートパイプ１２を介
して隔壁１１越しにサプレッションプール５から清浄水
プール１０に高効率で熱輸送をすることができる。
、サプレッションプール５の水温が上昇した場合、格納
容器の気密性を保持したままで、ヒートパイプ１２を介
して隔壁１１越しにサプレッションプール５から清浄水
プール１０に高効率で熱輸送をすることができる。
尚、前記ヒートパイプは蒸気の浮力を利用したものの他
、ウィックによる毛細管現象を利用したものがあり上下
、左右各れの方向に対しても熱輸送出来る特徴を有する
為、清浄水プールはサプレッションプールの左右或いは
下部に設置することも可能である。
、ウィックによる毛細管現象を利用したものがあり上下
、左右各れの方向に対しても熱輸送出来る特徴を有する
為、清浄水プールはサプレッションプールの左右或いは
下部に設置することも可能である。
また、 Ｅ １ｅｖａｔａｄ Ｐ ｏｏｌを有する原子
炉では無く、通常の沸騰水型炉の格納容器熱除去装置に
も同様に使用することが出来る。
炉では無く、通常の沸騰水型炉の格納容器熱除去装置に
も同様に使用することが出来る。
本発明に依ればＥ １ｅｖａｔｅｄ Ｐ ｏｏｌ型格納
容器を有する原子炉に於いて事故時或いは異常な過渡事
象の発生時にサプレッションプールの水温が上昇した場
合にも格納容器からの熱除去が効率良く行うことが出来
るとともに、ヒートパイプという静的機器を主体とした
装置であるため信頼性も高くかつ低コストで実現するこ
とが出来る。
容器を有する原子炉に於いて事故時或いは異常な過渡事
象の発生時にサプレッションプールの水温が上昇した場
合にも格納容器からの熱除去が効率良く行うことが出来
るとともに、ヒートパイプという静的機器を主体とした
装置であるため信頼性も高くかつ低コストで実現するこ
とが出来る。
第１図は本発明の一実施例を示す格納容器熱除去装置の
概略系統図、第２図は格納容器熱除去装置の従来例を示
す概略縦断面図である。 １・・・原子炉圧力容器 ２・・・炉心５・・・サプ
レッションプール １０・・・清浄水プール １１・・・隔壁１２・・・
ヒートパイプ 代理人 弁理士 則 近 憲 佑 同 三俣弘文
概略系統図、第２図は格納容器熱除去装置の従来例を示
す概略縦断面図である。 １・・・原子炉圧力容器 ２・・・炉心５・・・サプ
レッションプール １０・・・清浄水プール １１・・・隔壁１２・・・
ヒートパイプ 代理人 弁理士 則 近 憲 佑 同 三俣弘文
Claims (1)
- （１）内部に炉心を収納する原子炉圧力容器の上方に配
置され事故時に前記原子炉圧力容器から発生する蒸気を
凝縮する冷却水を保有するサプレッションプールと、こ
のサプレッションプールの上方に隔壁を介して配置され
る清浄水プールと、事故時に前記サプレッションプール
内の熱を清浄水プール内に伝達させるヒートパイプとか
ら成ることを特徴とする格納容器熱除去装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61176811A JPS6333697A (ja) | 1986-07-29 | 1986-07-29 | 格納容器熱除去装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61176811A JPS6333697A (ja) | 1986-07-29 | 1986-07-29 | 格納容器熱除去装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6333697A true JPS6333697A (ja) | 1988-02-13 |
| JPH0463357B2 JPH0463357B2 (ja) | 1992-10-09 |
Family
ID=16020253
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61176811A Granted JPS6333697A (ja) | 1986-07-29 | 1986-07-29 | 格納容器熱除去装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6333697A (ja) |
Cited By (12)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH02201293A (ja) * | 1989-01-06 | 1990-08-09 | General Electric Co <Ge> | 原子炉プラント格納構造用の自然循環式受動冷却系 |
| US4950448A (en) * | 1989-05-11 | 1990-08-21 | General Electric Company | Passive heat removal from containment |
| US4986956A (en) * | 1989-11-27 | 1991-01-22 | Stone & Webster Engineering Corporation | Passive nuclear power plant containment system |
| JPH0341394A (ja) * | 1989-05-01 | 1991-02-21 | General Electric Co <Ge> | 原子炉格納構造物用の受動冷却系 |
| US5011652A (en) * | 1986-09-19 | 1991-04-30 | Hitachi, Ltd. | Nuclear power facilities |
| US5021212A (en) * | 1989-05-11 | 1991-06-04 | Hitachi, Ltd. | Primary containment vessel with outer pool |
| US5087408A (en) * | 1987-03-18 | 1992-02-11 | Kenji Tominaga | Nuclear power facilities |
| US5106571A (en) * | 1989-03-20 | 1992-04-21 | Wade Gentry E | Containment heat removal system |
| US5499278A (en) * | 1995-03-13 | 1996-03-12 | General Electric Company | Water inventory management in condenser pool of boiling water reactor |
| JP2008309748A (ja) * | 2007-06-18 | 2008-12-25 | Toshihisa Shirakawa | Ｂｗｒまたはａｂｗｒの改修 |
| JP2009300251A (ja) * | 2008-06-13 | 2009-12-24 | Toshihisa Shirakawa | Ｂｗｒの燃料プール（７） |
| JP2015163873A (ja) * | 2014-01-31 | 2015-09-10 | 邦吉 高松 | 格納容器 |
-
1986
- 1986-07-29 JP JP61176811A patent/JPS6333697A/ja active Granted
Cited By (13)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5011652A (en) * | 1986-09-19 | 1991-04-30 | Hitachi, Ltd. | Nuclear power facilities |
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| US4948554A (en) * | 1989-01-06 | 1990-08-14 | General Electric Company | Natural circulating passive cooling system for nuclear reactor containment structure |
| JPH02201293A (ja) * | 1989-01-06 | 1990-08-09 | General Electric Co <Ge> | 原子炉プラント格納構造用の自然循環式受動冷却系 |
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| JP2009300251A (ja) * | 2008-06-13 | 2009-12-24 | Toshihisa Shirakawa | Ｂｗｒの燃料プール（７） |
| JP2015163873A (ja) * | 2014-01-31 | 2015-09-10 | 邦吉 高松 | 格納容器 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0463357B2 (ja) | 1992-10-09 |
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