JPH02227699A - 沸騰水型原子炉 - Google Patents
沸騰水型原子炉Info
- Publication number
- JPH02227699A JPH02227699A JP1046887A JP4688789A JPH02227699A JP H02227699 A JPH02227699 A JP H02227699A JP 1046887 A JP1046887 A JP 1046887A JP 4688789 A JP4688789 A JP 4688789A JP H02227699 A JPH02227699 A JP H02227699A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- pool
- gap
- container
- cooling mechanism
- 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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-
- 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、原子力発電等に利用される沸騰水型原子炉に
関する。
関する。
（従来の技術）
一般に、原子力発電等に利用される沸騰水型原子炉では
、炉心は原子炉圧力容器内に収容されており、この原子
炉圧力容器は、原子炉一次洛納容器内に収容されている
。
、炉心は原子炉圧力容器内に収容されており、この原子
炉圧力容器は、原子炉一次洛納容器内に収容されている
。
そして、この原子炉一次格納容器の周囲を囲んで生体遮
蔽が配設されており、原子炉一次格納容器と生体遮蔽と
の間には、ギャップが形成されている。また、原子炉一
次格納容器の上方には、プール水を貯留するプールが配
設されている。
蔽が配設されており、原子炉一次格納容器と生体遮蔽と
の間には、ギャップが形成されている。また、原子炉一
次格納容器の上方には、プール水を貯留するプールが配
設されている。
（発明が解決しようとする課８）
上記説明の従来の沸騰水型原子炉において、炉心が溶融
するような事故が発生した場合、溶融した炉心から多量
の核分裂生成物が、原子炉圧力容器および原子炉一次格
納容器内に放出される。
するような事故が発生した場合、溶融した炉心から多量
の核分裂生成物が、原子炉圧力容器および原子炉一次格
納容器内に放出される。
これらの核分裂生成物のうち希ガス以外の核分裂生成物
は、一般に常温では蒸気圧が小さいため、エアロゾルと
なって浮遊するが、時間経過とともに、重力沈降、拡散
泳動等により壁や床に付着する。
は、一般に常温では蒸気圧が小さいため、エアロゾルと
なって浮遊するが、時間経過とともに、重力沈降、拡散
泳動等により壁や床に付着する。
ところが、さらに時間が経過しても溶融炉心が冷却され
ないような事故の場合（原子炉リスク評価上重要となる
シーケンスはほとんどこのケースである）では、時間経
過とともに壁や床の温度が上昇し、核分裂生成物が再蒸
発してしまい、原子炉−欠格納容器が破損すると、大量
の核分裂生成物が放出されるという問題がある。
ないような事故の場合（原子炉リスク評価上重要となる
シーケンスはほとんどこのケースである）では、時間経
過とともに壁や床の温度が上昇し、核分裂生成物が再蒸
発してしまい、原子炉−欠格納容器が破損すると、大量
の核分裂生成物が放出されるという問題がある。
本発明は、かかる従来の事情に対処してなされたもので
、炉心が溶融するような事故に至った場合でも、原子炉
−欠格納容器の破損可能性および原子炉−欠格納容器に
破損が生じた場合でも原子炉建屋内および環境に放出さ
れる核分裂生成物の量を、従来に較べて低減することが
でき、安全性の向上を図ることのできる沸騰水型原子炉
を提供しようとするものである。
、炉心が溶融するような事故に至った場合でも、原子炉
−欠格納容器の破損可能性および原子炉−欠格納容器に
破損が生じた場合でも原子炉建屋内および環境に放出さ
れる核分裂生成物の量を、従来に較べて低減することが
でき、安全性の向上を図ることのできる沸騰水型原子炉
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、原子炉圧力容器を収容する原子炉−
欠格納容器とこの原子炉−欠格納容器の周囲を囲んで配
設された生体遮蔽との間にギャップを有するとともに、
前記原子炉−欠格納容器の上方にプール水を貯留するプ
ールを有する沸騰水型原子炉において、前記ギャップ内
に空気を取入れる手段およびこのギャップから排気する
手段からなる第１の冷却機構と、前記プールに水を供給
する手段およびこのプールから蒸気を排出する手段から
なる第２の冷却機構との少なくとも一方の冷却機構を備
えたことを特徴とする。
欠格納容器とこの原子炉−欠格納容器の周囲を囲んで配
設された生体遮蔽との間にギャップを有するとともに、
前記原子炉−欠格納容器の上方にプール水を貯留するプ
ールを有する沸騰水型原子炉において、前記ギャップ内
に空気を取入れる手段およびこのギャップから排気する
手段からなる第１の冷却機構と、前記プールに水を供給
する手段およびこのプールから蒸気を排出する手段から
なる第２の冷却機構との少なくとも一方の冷却機構を備
えたことを特徴とする。
（作 用）
本発明の沸騰水型原子炉では、原子炉−欠格納容器と生
体遮蔽との間のギャップ内に空気を取入れる手段および
このギャップから排気する手段からなる第１の冷却機構
と、前記プールに水を供給する手段およびこのプールか
ら蒸気を排出する手段からなる第２の冷却機構との少な
くとも一方の冷却機構を備えている。
体遮蔽との間のギャップ内に空気を取入れる手段および
このギャップから排気する手段からなる第１の冷却機構
と、前記プールに水を供給する手段およびこのプールか
ら蒸気を排出する手段からなる第２の冷却機構との少な
くとも一方の冷却機構を備えている。
沸騰水型原子炉で炉心が溶融するような事故が発生した
場合、核分裂生成物の再蒸発を防止するためには、原子
炉一次格納容器内の温度を９００に以下程度に保てばよ
い。また、このような熱の除去が必要なのは、事故倹約
１０時間程度である。この時の発生熱量は、約２Ｘ １
Ｇ’ Ｗ （３３４０ＭＷｅ 、 ２８時間後の崩壊熱
）である。
場合、核分裂生成物の再蒸発を防止するためには、原子
炉一次格納容器内の温度を９００に以下程度に保てばよ
い。また、このような熱の除去が必要なのは、事故倹約
１０時間程度である。この時の発生熱量は、約２Ｘ １
Ｇ’ Ｗ （３３４０ＭＷｅ 、 ２８時間後の崩壊熱
）である。
２０℃の空気の場合的１０Ｗ／ｍ”℃の熱伝達が得られ
、原子炉−欠格納容器の外壁の表面積はたとえば１１０
万ＫＷ級のマーク夏型沸騰水型原子炉で１５００ｍ ”
程度である。・したがって、ギャップの幅が充分に広い
と仮定すると、上記第１の冷却機構の空気の自然対流に
よる熱除去は、 １０Ｘ１５００Ｘ （９００−２９３）÷１．ＯＸ ｔ
ｏ’ Ｗとなる。
、原子炉−欠格納容器の外壁の表面積はたとえば１１０
万ＫＷ級のマーク夏型沸騰水型原子炉で１５００ｍ ”
程度である。・したがって、ギャップの幅が充分に広い
と仮定すると、上記第１の冷却機構の空気の自然対流に
よる熱除去は、 １０Ｘ１５００Ｘ （９００−２９３）÷１．ＯＸ ｔ
ｏ’ Ｗとなる。
また、この他に輻射により生体遮蔽が熱せられ、この生
体遮蔽から空気への熱伝達も同程度と考えられる。生体
遮蔽は、通常厚さ １．８ａ ｍ程度のコンクリート壁
からなり、コンクリートの熱伝導度は、１．３Ｗ／ｍ’
ｃ程度であるので、生体遮蔽を通過する熱は、 １ＪＸ１５００Ｘ＋ １．８３ （９０Ｇ−２９３）
中 ｔ、ｏｘ ｔｏ＠ ｗ となり、これらを合計すると、はぼ事故後１０時間時点
での熱発生量に匹敵する。したがって、原子炉一次格納
容器内の温度は９００に以上に上昇することはなく、核
分裂生成物の再蒸発は、生じない。
体遮蔽から空気への熱伝達も同程度と考えられる。生体
遮蔽は、通常厚さ １．８ａ ｍ程度のコンクリート壁
からなり、コンクリートの熱伝導度は、１．３Ｗ／ｍ’
ｃ程度であるので、生体遮蔽を通過する熱は、 １ＪＸ１５００Ｘ＋ １．８３ （９０Ｇ−２９３）
中 ｔ、ｏｘ ｔｏ＠ ｗ となり、これらを合計すると、はぼ事故後１０時間時点
での熱発生量に匹敵する。したがって、原子炉一次格納
容器内の温度は９００に以上に上昇することはなく、核
分裂生成物の再蒸発は、生じない。
また、プール水の沸騰極大熱流束ｑは、Ｌを蒸気潜熱、
γ９を蒸気比重量、γ（を液体比重量として、 ０．８ ｑ−４３ＸＬ７ ｘ［（γβ−γｖ）／γｖ］と表わ
すことができ、大気圧では、１．３Ｘ ｔｏ’ Ｗ／
ｍ ２である。水と原子炉−欠格納容器との接触面積は
、たとえば１１０万ＫＷ級のマーク夏型沸騰水型原子炉
で約７０ｍ２であるので、 １．３ＸｌＯ” Ｘ７０−９．０Ｘ１０’ Ｗとなり、
上記第２の冷却機構により充分崩壊熱を除去することが
できる。
γ９を蒸気比重量、γ（を液体比重量として、 ０．８ ｑ−４３ＸＬ７ ｘ［（γβ−γｖ）／γｖ］と表わ
すことができ、大気圧では、１．３Ｘ ｔｏ’ Ｗ／
ｍ ２である。水と原子炉−欠格納容器との接触面積は
、たとえば１１０万ＫＷ級のマーク夏型沸騰水型原子炉
で約７０ｍ２であるので、 １．３ＸｌＯ” Ｘ７０−９．０Ｘ１０’ Ｗとなり、
上記第２の冷却機構により充分崩壊熱を除去することが
できる。
したがって、原子炉−欠格納容器の破損可能性および原
子炉−欠格納容器に破損が生じた場合でも、原子炉建屋
および環境に放出される核分裂生成物の量を従来に較べ
て低減することができる。
子炉−欠格納容器に破損が生じた場合でも、原子炉建屋
および環境に放出される核分裂生成物の量を従来に較べ
て低減することができる。
なお、上記空気の自然対流による熱除去計算は、ギャッ
プの幅が充分広いと仮定した場合のものであり、ギャッ
プの幅が狭い沸騰水型原子炉では、上記熱除去を達成す
ることのできない可能性もあり、このような場合は、上
記第１の冷却機構と上記第２の冷却機構とを併用するこ
とが好ましい。
プの幅が充分広いと仮定した場合のものであり、ギャッ
プの幅が狭い沸騰水型原子炉では、上記熱除去を達成す
ることのできない可能性もあり、このような場合は、上
記第１の冷却機構と上記第２の冷却機構とを併用するこ
とが好ましい。
（実施例）
以下本発明の沸騰水型原子炉を図面を参照して一実施例
について説明する。
について説明する。
第１図は、発明の一実施例の沸騰水中原子炉を示すもの
で、炉心を収容する原子炉圧力容器内１は、ドライウェ
ル２ａとウェットウェル２ｂからなる原子炉−欠格納容
器２のドライウェル２ａ内に収容されている。
で、炉心を収容する原子炉圧力容器内１は、ドライウェ
ル２ａとウェットウェル２ｂからなる原子炉−欠格納容
器２のドライウェル２ａ内に収容されている。
原子炉−欠格納容器２の周囲には、この原子炉−欠格納
容器２を囲んで生体遮蔽３が配設されており、原子炉−
欠格納容器２と生体遮蔽３との間には、ギャップ４が形
成されている。また、原子炉−欠格納容器２の上方には
、プール水を貯留するプール５が配設されている。
容器２を囲んで生体遮蔽３が配設されており、原子炉−
欠格納容器２と生体遮蔽３との間には、ギャップ４が形
成されている。また、原子炉−欠格納容器２の上方には
、プール水を貯留するプール５が配設されている。
そして、この実施例の沸騰水型原子炉では、ギャップ４
の下部に配設された空気取入口６ａと、ギャップ４の上
部に配設された排気管６ｂとからなる第１の冷却機構と
、プール５に注水する注水配′ｒ：ｔ７ａとプール５の
上方から蒸気を排出する蒸気排出配管７ｂとからなる第
２の冷却機構とが配設されている。
の下部に配設された空気取入口６ａと、ギャップ４の上
部に配設された排気管６ｂとからなる第１の冷却機構と
、プール５に注水する注水配′ｒ：ｔ７ａとプール５の
上方から蒸気を排出する蒸気排出配管７ｂとからなる第
２の冷却機構とが配設されている。
上記構成のこの実施例の沸騰水型原子炉では、原子炉圧
力容器内１内の炉心が溶融するような事故が発生した場
合は、前述のように、第１の冷却機構によるギャップ４
内の自然対流および第２の冷却機構によるプール５内の
水の沸騰熱伝達により、原子炉−火路納容器２内の熱を
外部へ逃がすことができ、原子炉−欠格納容器２の破損
可能性および原子炉−欠格納容器２に破損が生じた場合
でも原子炉建屋および環境に放出される核分裂生成物の
量を従来に較べて低減することができる。
力容器内１内の炉心が溶融するような事故が発生した場
合は、前述のように、第１の冷却機構によるギャップ４
内の自然対流および第２の冷却機構によるプール５内の
水の沸騰熱伝達により、原子炉−火路納容器２内の熱を
外部へ逃がすことができ、原子炉−欠格納容器２の破損
可能性および原子炉−欠格納容器２に破損が生じた場合
でも原子炉建屋および環境に放出される核分裂生成物の
量を従来に較べて低減することができる。
［発明の効果］
上述のように、本発明の沸騰水型原子炉では、炉心が溶
融するような事故に至った場合でも、原子炉−欠格納容
器の破損可能性および原子炉−欠格納容器に破損が生じ
た場合でも原子炉建屋内および環境に放出される核分裂
生成物の量を従来に較べて低減することができ、安全性
の向上を図ることができる。
融するような事故に至った場合でも、原子炉−欠格納容
器の破損可能性および原子炉−欠格納容器に破損が生じ
た場合でも原子炉建屋内および環境に放出される核分裂
生成物の量を従来に較べて低減することができ、安全性
の向上を図ることができる。
第１図は本発明の一実施例の沸騰水型原子炉の構成を示
す縦断面図である。 １・・・・・・・・・・・・原子炉圧力容器２・・・・
・・・・・・・・原子炉−欠格納容器２ａ・・・・・・
・・・・・・ドライウェル２ｂ・・・・・・・・・・・
・ウェットウェル３・・・・・・・・・・・・生体遮蔽 ４・・・・・・・・・・・・ギャップ ５・・・・・・・・・・・・プール ６ａ・・・・・・・・・・・・空気取入口６ｂ・・・・
・・・・・・・・排気管 ７ａ・・・・・・・・・・・・注水配管７ｂ・・・・・
・・・・・・・蒸気排出配管出願人 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 − 第１ 図
す縦断面図である。 １・・・・・・・・・・・・原子炉圧力容器２・・・・
・・・・・・・・原子炉−欠格納容器２ａ・・・・・・
・・・・・・ドライウェル２ｂ・・・・・・・・・・・
・ウェットウェル３・・・・・・・・・・・・生体遮蔽 ４・・・・・・・・・・・・ギャップ ５・・・・・・・・・・・・プール ６ａ・・・・・・・・・・・・空気取入口６ｂ・・・・
・・・・・・・・排気管 ７ａ・・・・・・・・・・・・注水配管７ｂ・・・・・
・・・・・・・蒸気排出配管出願人 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 − 第１ 図
Claims (1)
- （１）原子炉圧力容器を収容する原子炉一次格納容器と
この原子炉一次格納容器の周囲を囲んで配設された生体
遮蔽との間にギャップを有するとともに、前記原子炉一
次格納容器の上方にプール水を貯留するプールを有する
沸騰水型原子炉において、前記ギャップ内に空気を取入
れる手段およびこのギャップから排気する手段からなる
第１の冷却機構と、前記プールに水を供給する手段およ
びこのプールから蒸気を排出する手段からなる第２の冷
却機構との少なくとも一方の冷却機構を備えたことを特
徴とする沸騰水型原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1046887A JPH02227699A (ja) | 1989-02-28 | 1989-02-28 | 沸騰水型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1046887A JPH02227699A (ja) | 1989-02-28 | 1989-02-28 | 沸騰水型原子炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02227699A true JPH02227699A (ja) | 1990-09-10 |
Family
ID=12759875
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1046887A Pending JPH02227699A (ja) | 1989-02-28 | 1989-02-28 | 沸騰水型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH02227699A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007010457A (ja) * | 2005-06-30 | 2007-01-18 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器および沸騰水型原子力プラント |
| JP2016008883A (ja) * | 2014-06-24 | 2016-01-18 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラント |
-
1989
- 1989-02-28 JP JP1046887A patent/JPH02227699A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007010457A (ja) * | 2005-06-30 | 2007-01-18 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器および沸騰水型原子力プラント |
| JP2016008883A (ja) * | 2014-06-24 | 2016-01-18 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラント |
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