JPH01245191A - 原子炉格納容器 - Google Patents
原子炉格納容器Info
- Publication number
- JPH01245191A JPH01245191A JP63074243A JP7424388A JPH01245191A JP H01245191 A JPH01245191 A JP H01245191A JP 63074243 A JP63074243 A JP 63074243A JP 7424388 A JP7424388 A JP 7424388A JP H01245191 A JPH01245191 A JP H01245191A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- containment vessel
- reactor
- well
- pedestal
- core
- 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
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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、原子炉格納容器に関する。
（従来の技術）
一般に、原子力発電所等の原子力施設においては、炉心
を収容する圧力容器は、原子炉格納容器内に格納されて
いる。
を収容する圧力容器は、原子炉格納容器内に格納されて
いる。
第２図は、このような従来の原子炉格納容器の一例を示
すもので、原子炉格納容器１は、たとえばコンクリート
等により容器状に形成されている。
すもので、原子炉格納容器１は、たとえばコンクリート
等により容器状に形成されている。
炉心を収容する圧力容器２は、ペデスタル３によって支
持され、原子炉格納容器１内の上部に形成されたドライ
ウェル４内に格納されており、ドライウェル４の下方に
は、サプレッションプール水５を貯留するウェットウェ
ル６と、圧力容器２の下部にペデスタルキャビティー７
が形成されている。
持され、原子炉格納容器１内の上部に形成されたドライ
ウェル４内に格納されており、ドライウェル４の下方に
は、サプレッションプール水５を貯留するウェットウェ
ル６と、圧力容器２の下部にペデスタルキャビティー７
が形成されている。
また、第３図にも示すように、上記ドライウェル４は、
真空破壊弁８ａを備えたベント管８により、ウェットウ
ェル６およびペデスタルキャビティー７に接続されてい
る。
真空破壊弁８ａを備えたベント管８により、ウェットウ
ェル６およびペデスタルキャビティー７に接続されてい
る。
このような原子炉格納容器１においては、通常ドライウ
ェル４雰囲気中の圧力や温度を低下させ、また、浮遊し
ている核分裂生成物を除去するための格納容器スプレィ
９が設置されている。この格納容器スプレィ９は、通常
はサプレッションプール水５を水源としているが、緊急
時には消火水源や海水等も利用できるよう外部スプレィ
水源に接続された配管１０が接続されている。
ェル４雰囲気中の圧力や温度を低下させ、また、浮遊し
ている核分裂生成物を除去するための格納容器スプレィ
９が設置されている。この格納容器スプレィ９は、通常
はサプレッションプール水５を水源としているが、緊急
時には消火水源や海水等も利用できるよう外部スプレィ
水源に接続された配管１０が接続されている。
（発明が解決しようとする課題）
最近の原子炉の確率論的安全評価によれば、原子炉で過
渡事象が発生して非常用炉心冷却系が多重故障したよう
な事故が、リスクの大きな部分を占めている。
渡事象が発生して非常用炉心冷却系が多重故障したよう
な事故が、リスクの大きな部分を占めている。
このような事故では、事象発生の初期に原子炉はスクラ
ムするが、崩壊熱のために原子炉水位は低下していく。
ムするが、崩壊熱のために原子炉水位は低下していく。
非常用炉心冷却系が全て故障している時には原子炉水位
は低下を続け、炉心は露出して溶融へと進展する。また
、発生した蒸気は逃し安全弁を通ってサプレッションプ
ールに導かれ、そこで凝縮する。炉心の溶融が始まると
、燃料ベレットから核分裂生成物（Ｆｉｓｓｉｏｎ Ｐ
ｒｏｄｕｃｔ ）が放出される。しかし、希ガス以外の
核分裂生成物はエアロゾル化しやすいので、逃し安全弁
からサプレッションブールに放出される時に、そのほと
んどがプールのスクラビング効果により、プール中に捕
捉され、環境へはほとんど放出されない。
は低下を続け、炉心は露出して溶融へと進展する。また
、発生した蒸気は逃し安全弁を通ってサプレッションプ
ールに導かれ、そこで凝縮する。炉心の溶融が始まると
、燃料ベレットから核分裂生成物（Ｆｉｓｓｉｏｎ Ｐ
ｒｏｄｕｃｔ ）が放出される。しかし、希ガス以外の
核分裂生成物はエアロゾル化しやすいので、逃し安全弁
からサプレッションブールに放出される時に、そのほと
んどがプールのスクラビング効果により、プール中に捕
捉され、環境へはほとんど放出されない。
事故が進展すると、炉心が崩壊し、圧力容器下部ブレナ
ムに落下し、その後、圧力容器底部を破損し、原子炉ペ
デスタルキャビティーに落下して、そこでコンクリート
と反応を起す可能性がある。
ムに落下し、その後、圧力容器底部を破損し、原子炉ペ
デスタルキャビティーに落下して、そこでコンクリート
と反応を起す可能性がある。
溶融炉心がペデスタルキャビティー床面上に落下すると
、ドライウェル内雰囲気や構造物は主に輻射によって加
熱される。また、溶融炉心とコンクリートの反応により
、高温の非凝縮ガスが発生し、それによって格納容器は
さらに加温および加熱され、ドライウェルは破損する可
能性がある。溶融炉心とコンクリートの反応時にも核分
裂生成物が放出される可能性があるが、もし、ドライウ
ェルが破損すると、これらの核分裂生成物はサプレッシ
ョンブールのスクラビングを受けないので、環境へ放出
されやすく、公衆の被曝の点で大きな問題となる。
、ドライウェル内雰囲気や構造物は主に輻射によって加
熱される。また、溶融炉心とコンクリートの反応により
、高温の非凝縮ガスが発生し、それによって格納容器は
さらに加温および加熱され、ドライウェルは破損する可
能性がある。溶融炉心とコンクリートの反応時にも核分
裂生成物が放出される可能性があるが、もし、ドライウ
ェルが破損すると、これらの核分裂生成物はサプレッシ
ョンブールのスクラビングを受けないので、環境へ放出
されやすく、公衆の被曝の点で大きな問題となる。
もし、事故が進展してペデスタル内で溶融炉心へコンク
リートの反応が生じている時に、格納容器スプレィが復
旧した場合、スプレィ水はドライウェルに注水されるが
、従来の原子炉格納容器では、ベント管はドライウェル
とウェットウェルをも直接連絡しているので、ドライウ
ェル内に注入されたスプレィ水のうち、ペデスタル内に
流入する割合が不明瞭である。
リートの反応が生じている時に、格納容器スプレィが復
旧した場合、スプレィ水はドライウェルに注水されるが
、従来の原子炉格納容器では、ベント管はドライウェル
とウェットウェルをも直接連絡しているので、ドライウ
ェル内に注入されたスプレィ水のうち、ペデスタル内に
流入する割合が不明瞭である。
本発明は、かかる従来の事情に対処してなされたもので
、万一、炉心溶融事故が発生しても、溶融炉心とコンク
リートの反応を防止して核分裂生成物の発生を防止する
ことができるとともに、ドライウェルの過温や過圧によ
る損傷を防止す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。
、万一、炉心溶融事故が発生しても、溶融炉心とコンク
リートの反応を防止して核分裂生成物の発生を防止する
ことができるとともに、ドライウェルの過温や過圧によ
る損傷を防止す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］
（課題を解決するための手段）
すなわち、本発明は、原子炉容器を格納するドライウェ
ルと、前記原子炉容器を支持するペデスタルと、冷却水
を貯留するウェットウェルとがベント管にて連結された
原子炉格納容器において、前記ベント管の冷却水通過経
路が、全て前記ドライウェルからペデスタルキャビティ
ーを経由して前記ウェットウェルへ接続されるよう構成
したことを特徴とする。
ルと、前記原子炉容器を支持するペデスタルと、冷却水
を貯留するウェットウェルとがベント管にて連結された
原子炉格納容器において、前記ベント管の冷却水通過経
路が、全て前記ドライウェルからペデスタルキャビティ
ーを経由して前記ウェットウェルへ接続されるよう構成
したことを特徴とする。
（作 用）
上記構成の本発明の原子炉格納容器では、ベント管の冷
却水通過経路が、全てドライウェルからペデスタルキャ
ビティーを経由してウェットウェルへ接続されるよう構
成されている。
却水通過経路が、全てドライウェルからペデスタルキャ
ビティーを経由してウェットウェルへ接続されるよう構
成されている。
したがって、格納容器スプレィのスプレィ水は必ずペデ
スタル内に流入し、万一、炉心溶融事故が発生しても、
溶融炉心とコンクリートの反応を防止して核分裂生成物
の発生を防止することができるとともに、ドライウェル
の過温や過圧による損傷を防止することができる。
スタル内に流入し、万一、炉心溶融事故が発生しても、
溶融炉心とコンクリートの反応を防止して核分裂生成物
の発生を防止することができるとともに、ドライウェル
の過温や過圧による損傷を防止することができる。
（実施例）
以下、本発明の詳細を図面を参照して一実施例について
説明する。
説明する。
第１図は、本発明の一実施例の原子炉格納容器の要部を
示すもので、この実施例の原子炉格納容器には、ドライ
ウェル４と、ウェットウェル６およびペデスタルキャビ
ティー７とを接続するベント管１８が配置されている。
示すもので、この実施例の原子炉格納容器には、ドライ
ウェル４と、ウェットウェル６およびペデスタルキャビ
ティー７とを接続するベント管１８が配置されている。
また、このベント管１８には、上方から順にペデスタル
キャビティー側開ロ部１８ａ１ウェットウェル側開口部
１８ｂが形成されており、ペデスタルキャビティー側開
口部１８ａの部分には、ベント管１８内の流体通路を閉
塞するように凸部１８ｃが形成されている。
キャビティー側開ロ部１８ａ１ウェットウェル側開口部
１８ｂが形成されており、ペデスタルキャビティー側開
口部１８ａの部分には、ベント管１８内の流体通路を閉
塞するように凸部１８ｃが形成されている。
そして、ベント管１８により、ドライウェル４内に供給
された冷却水が全て一旦ペデスタルキャビティー側開口
部１８ａからペデスタルキャビティー７内へ流入し、こ
の後、ウェットウェル６へ流れるように構成されている
。
された冷却水が全て一旦ペデスタルキャビティー側開口
部１８ａからペデスタルキャビティー７内へ流入し、こ
の後、ウェットウェル６へ流れるように構成されている
。
なお、この実施例では、真空破壊弁８ａは、ベント管１
８のペデスタルキャビティー側開口部１８ａの上方であ
って、ウェットウェル６側に配置されており、この真空
破壊弁８ａが開となった場合、気体流路は、ドライウェ
ル４とウェットウェル６との間を直接連通するよう形成
されるが、真空破壊弁８ａは、ペデスタルキャビティー
側開口部１８ａとウェットウェル側開口部１８ｂとの間
に設けてもよい。この場合、真空破壊弁８ａが開となっ
た時に形成される気体流路も、−旦ペデスタルキャビテ
ィー７を経由することになる。
８のペデスタルキャビティー側開口部１８ａの上方であ
って、ウェットウェル６側に配置されており、この真空
破壊弁８ａが開となった場合、気体流路は、ドライウェ
ル４とウェットウェル６との間を直接連通するよう形成
されるが、真空破壊弁８ａは、ペデスタルキャビティー
側開口部１８ａとウェットウェル側開口部１８ｂとの間
に設けてもよい。この場合、真空破壊弁８ａが開となっ
た時に形成される気体流路も、−旦ペデスタルキャビテ
ィー７を経由することになる。
すなわち、この実施例の原子炉格納容器では、ドライウ
ェル４からウェットウェル６への流体（冷却水）の直接
の流れを無くしている。このため、もし、溶融炉心とコ
ア・コンクリートとの反応中に格納容器スプレィが復旧
した場合、ドライウェル４内にスプレィされた冷却水は
全て一旦ペデスダルキャビティー７に流入し、ここで溶
融炉心を冷却することができる。したがって、過温や過
圧による格納容器破損が防止でき、従来に較べて環境へ
放出される核分裂生成物量を大幅に低減することができ
る。
ェル４からウェットウェル６への流体（冷却水）の直接
の流れを無くしている。このため、もし、溶融炉心とコ
ア・コンクリートとの反応中に格納容器スプレィが復旧
した場合、ドライウェル４内にスプレィされた冷却水は
全て一旦ペデスダルキャビティー７に流入し、ここで溶
融炉心を冷却することができる。したがって、過温や過
圧による格納容器破損が防止でき、従来に較べて環境へ
放出される核分裂生成物量を大幅に低減することができ
る。
［発明の効果コ
以上説明したように、本発明の原子炉格納容器によれば
、万一、炉心溶融事故が発生しても、溶融炉心とコンク
リートの反応を防止して核分裂生成物の発生を防止する
ことができるとともに、ドライウェルの過温や過圧によ
る損傷を防止することができる。
、万一、炉心溶融事故が発生しても、溶融炉心とコンク
リートの反応を防止して核分裂生成物の発生を防止する
ことができるとともに、ドライウェルの過温や過圧によ
る損傷を防止することができる。
第１図は本発明の一実施例の原子炉格納容器の要部を示
す縦断面図、第２図は原子炉格納容器全体の構成を示す
縦断面図、第３図は従来の原子炉格納容器の要部を示す
縦断面図である。 ４・・・・・・・・・ドライウェル ５・・・・・・・・・サプレッションプール水６・・・
・・・・・・ウェットウェル ７・・・・・・・・・ペデスタルキャビティー８ａ・・
・・・・真空破壊弁 １８・・・・・・ベント管 １８ａ・・・ペデスタルキャビティー側開口部１８ｂ・
・・ウェットウェル側開口部 １８ｃ・・・凸部 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 佐 − 八４ 第１図
す縦断面図、第２図は原子炉格納容器全体の構成を示す
縦断面図、第３図は従来の原子炉格納容器の要部を示す
縦断面図である。 ４・・・・・・・・・ドライウェル ５・・・・・・・・・サプレッションプール水６・・・
・・・・・・ウェットウェル ７・・・・・・・・・ペデスタルキャビティー８ａ・・
・・・・真空破壊弁 １８・・・・・・ベント管 １８ａ・・・ペデスタルキャビティー側開口部１８ｂ・
・・ウェットウェル側開口部 １８ｃ・・・凸部 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 佐 − 八４ 第１図
Claims (1)
- （１）原子炉容器を格納するドライウェルと、前記原子
炉容器を支持するペデスタルと、冷却水を貯留するウェ
ットウェルとがベント管にて連結された原子炉格納容器
において、前記ベント管の冷却水通過経路が、全て前記
ドライウェルからペデスタルキャビティーを経由して前
記ウェットウェルへ接続されるよう構成したことを特徴
とする格納容器。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63074243A JPH01245191A (ja) | 1988-03-28 | 1988-03-28 | 原子炉格納容器 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63074243A JPH01245191A (ja) | 1988-03-28 | 1988-03-28 | 原子炉格納容器 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01245191A true JPH01245191A (ja) | 1989-09-29 |
Family
ID=13541526
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63074243A Pending JPH01245191A (ja) | 1988-03-28 | 1988-03-28 | 原子炉格納容器 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH01245191A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2011196964A (ja) * | 2010-03-24 | 2011-10-06 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉格納容器 |
-
1988
- 1988-03-28 JP JP63074243A patent/JPH01245191A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2011196964A (ja) * | 2010-03-24 | 2011-10-06 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉格納容器 |
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