JPH0224594A - 原子炉格納構造物の受動冷却装置 - Google Patents
原子炉格納構造物の受動冷却装置Info
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- JPH0224594A JPH0224594A JP1124616A JP12461689A JPH0224594A JP H0224594 A JPH0224594 A JP H0224594A JP 1124616 A JP1124616 A JP 1124616A JP 12461689 A JP12461689 A JP 12461689A JP H0224594 A JPH0224594 A JP H0224594A
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- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/10—Means for preventing contamination in the event of leakage, e.g. double wall
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/004—Pressure suppression
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- 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
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- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- 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】
発明の分野
本発明は、液冷型核分裂炉プラント複合体に関し、特に
核分裂性燃料装入型原子炉を格納する格納構造物内 る。
核分裂性燃料装入型原子炉を格納する格納構造物内 る。
発明の背景
動力発生用核分裂炉は、通常、安全対策としての格納構
造物に格納されている。原子炉格納容器は、熱発生核分
裂性燃料とシステムの付随する構成部分（例えば、放射
線源および／または放射性核分裂生成物の運搬源および
／もしくは手段となる冷却材／熱移動手段の諸部分）か
らなる炉心を格納する原子炉圧力容器を密閉するように
設計されて採用される。したがって、原子炉を格納する
格納構造物は、原子炉並びに、原子炉容器、゛特に該容
器に関連する冷却装置から漏れる虞れのある水、水蒸気
、ガスまたは蒸気、および混入した核分裂生成物または
他の放射線源を含む全ての内容物を密封することによっ
て制限領域内に封入した構成部分を隔離しなければなら
ない。
造物に格納されている。原子炉格納容器は、熱発生核分
裂性燃料とシステムの付随する構成部分（例えば、放射
線源および／または放射性核分裂生成物の運搬源および
／もしくは手段となる冷却材／熱移動手段の諸部分）か
らなる炉心を格納する原子炉圧力容器を密閉するように
設計されて採用される。したがって、原子炉を格納する
格納構造物は、原子炉並びに、原子炉容器、゛特に該容
器に関連する冷却装置から漏れる虞れのある水、水蒸気
、ガスまたは蒸気、および混入した核分裂生成物または
他の放射線源を含む全ての内容物を密封することによっ
て制限領域内に封入した構成部分を隔離しなければなら
ない。
密閉された内容物を外気から安全に隔離する効果の高い
流体不透過性閉込め構造物によって上述の要件を満たす
築造物を提供することは、一般的には、エンジニアリン
グまたは築造上の顕著な障害でも目標となるものでもな
い。
流体不透過性閉込め構造物によって上述の要件を満たす
築造物を提供することは、一般的には、エンジニアリン
グまたは築造上の顕著な障害でも目標となるものでもな
い。
しかし、例えば冷却材喪失のような原子炉システムの故
障の場合には、大量の高温の加圧水が原子炉から格納構
造物内へ放出される虞れがある。
障の場合には、大量の高温の加圧水が原子炉から格納構
造物内へ放出される虞れがある。
この高温の加圧水は、フラッシング水蒸気となって、放
射性核分裂生成物を随伴し、かつ格納構造物内の圧力お
よび温度を相当上昇させる虞れがある。このような事故
は、「耐漏出性」格納構造物の領域内に高圧および高温
を発生させる虞れがある。このため、格納構造物には原
子炉装置から発生しつる全ての潜在的災害物質を封入す
る設計責務を遂行する健全性と能力とに対して重大な要
求が課せられる。
射性核分裂生成物を随伴し、かつ格納構造物内の圧力お
よび温度を相当上昇させる虞れがある。このような事故
は、「耐漏出性」格納構造物の領域内に高圧および高温
を発生させる虞れがある。このため、格納構造物には原
子炉装置から発生しつる全ての潜在的災害物質を封入す
る設計責務を遂行する健全性と能力とに対して重大な要
求が課せられる。
内在する高い熱エネルギおよびフラッシング水蒸気に基
づく潜在的に有害な高圧は、この水蒸気が周囲環境の中
へ放出されることにもなる放射性核分裂生成物を取り込
んで運ぶ可能性があるので、単に格納容器から放出して
減圧したり、あるいは外気へ逃がしたりすることはでき
ない。
づく潜在的に有害な高圧は、この水蒸気が周囲環境の中
へ放出されることにもなる放射性核分裂生成物を取り込
んで運ぶ可能性があるので、単に格納容器から放出して
減圧したり、あるいは外気へ逃がしたりすることはでき
ない。
過圧問題に対処するため種々の圧力抑制案がこれまで提
案され計画された。これらの案には、例えば、米国特許
箱３，７１３，９６８号、第４゜３６２．６９３号、第
４，４７３，５２８号および第４，５２６．７４３号に
開示された設計のように、生成途上のもしくはフラッシ
ング水蒸気を凝縮し、事故により生じた過大圧を下げる
種々の措置または装置が含まれている。
案され計画された。これらの案には、例えば、米国特許
箱３，７１３，９６８号、第４゜３６２．６９３号、第
４，４７３，５２８号および第４，５２６．７４３号に
開示された設計のように、生成途上のもしくはフラッシ
ング水蒸気を凝縮し、事故により生じた過大圧を下げる
種々の措置または装置が含まれている。
水蒸気によって生じた高圧を緩和する有効な圧力抑制手
段がない場合には、包囲する格納構造物は、極めて高い
コストで設計され築造されなければならず、相当高い内
部流体圧に耐え、かつこの圧を封じ込めるように保守さ
れなければならない。
段がない場合には、包囲する格納構造物は、極めて高い
コストで設計され築造されなければならず、相当高い内
部流体圧に耐え、かつこの圧を封じ込めるように保守さ
れなければならない。
しかし、相当な鉄筋格納構造物でさえ、かつ典型的な動
力発生原子炉プラントの温度／圧力ポテンシャルを考慮
しなくても耐えられると確信することができない。
力発生原子炉プラントの温度／圧力ポテンシャルを考慮
しなくても耐えられると確信することができない。
発明の要旨
本発明は、核分裂原子炉プラントの格納構造物の受動冷
却装置から成る。この冷却装置は、周囲温度を低下させ
て水蒸気を凝縮することにより原子炉格納容器内の過大
圧を放出もしくは排除するために、原子炉格納容器の内
部環境の温度を低下させる手段を備えている。上記受動
冷却装置は、汚染放射性核分裂生成物のない環境への熱
エネルギの安全な放散を可能とする連続した伝熱過程を
伴う。
却装置から成る。この冷却装置は、周囲温度を低下させ
て水蒸気を凝縮することにより原子炉格納容器内の過大
圧を放出もしくは排除するために、原子炉格納容器の内
部環境の温度を低下させる手段を備えている。上記受動
冷却装置は、汚染放射性核分裂生成物のない環境への熱
エネルギの安全な放散を可能とする連続した伝熱過程を
伴う。
発明の目的
本発明の目的は、核分裂原子炉プラントの新規、かつ、
改良された格納装置を提供することである。
改良された格納装置を提供することである。
本発明の他の目的は、核分裂原子炉格納構造物の受動冷
却装置を提供することである。
却装置を提供することである。
本発明の更に他の目的は、受動もしくは自己作動冷却構
造を有する原子炉格納容器の機能的改良を提供すること
である。
造を有する原子炉格納容器の機能的改良を提供すること
である。
本発明の更に他の目的は、原子炉プラントの格納構造物
の受動圧力抑制装置を提供することである。
の受動圧力抑制装置を提供することである。
本発明の更に他の目的は、自然対流伝熱に基づく、核分
裂原子炉格納構造物の冷却装置を提供することである。
裂原子炉格納構造物の冷却装置を提供することである。
発明の説明
図面、特に第１図に示されているように、原子炉プラン
ト複合体１０は、核分裂性燃料の熱生産炉心１４を格納
する圧力容器１２から成る原子炉を何する。燃料は、核
分裂に基づく発生熱を周囲の冷却Ｈに伝える。この冷却
材は、通常いわゆる沸騰水型原子炉における様に水蒸気
を直接発生するか、または、いわゆる加圧水型原子炉に
おける様に水蒸気を間接発生するための伝熱媒体として
機能する水から成る。冷却材循環バイブ１６および１８
は、燃料の熱出力を伝達するために原子炉圧力容器１２
内べ冷却水が流入し、加熱された水および／または水蒸
気を該圧力容器から例えば発電のような用途に向けて送
給するのに備えられており、その後、冷却水は、循環路
を通じて元に戻る。
ト複合体１０は、核分裂性燃料の熱生産炉心１４を格納
する圧力容器１２から成る原子炉を何する。燃料は、核
分裂に基づく発生熱を周囲の冷却Ｈに伝える。この冷却
材は、通常いわゆる沸騰水型原子炉における様に水蒸気
を直接発生するか、または、いわゆる加圧水型原子炉に
おける様に水蒸気を間接発生するための伝熱媒体として
機能する水から成る。冷却材循環バイブ１６および１８
は、燃料の熱出力を伝達するために原子炉圧力容器１２
内べ冷却水が流入し、加熱された水および／または水蒸
気を該圧力容器から例えば発電のような用途に向けて送
給するのに備えられており、その後、冷却水は、循環路
を通じて元に戻る。
燃料コア１４を収容した圧力容器１２および所定の関連
構成部分から成る原子炉は、格納構造物２０内に密閉さ
れている。格納構造物２０は、該格納構造物に接触して
流体を通さないライナ２２を有する。上記格納構造物は
、土台または床、垂直側壁、および放射性物質の制限領
域から外気への漏れを防止するように設計されたドーム
または屋根を有する。
構成部分から成る原子炉は、格納構造物２０内に密閉さ
れている。格納構造物２０は、該格納構造物に接触して
流体を通さないライナ２２を有する。上記格納構造物は
、土台または床、垂直側壁、および放射性物質の制限領
域から外気への漏れを防止するように設計されたドーム
または屋根を有する。
通常の水冷却型原子炉においては、格納構造物２０は、
原子炉圧力容器１２のほかに、特殊な責務または目的を
達成するために設計された数多くのセル状室もしくは隔
室を有する。例えば、原子炉圧力容器１２は、原子炉運
転に関連した漏れまたは他の原因による水、水蒸気また
は他の蒸気の溢れもしくはこぼれを受入れ保持するドラ
イウェル２４を構成する１個または２個以上の隣合った
室によって包囲することがでる。
原子炉圧力容器１２のほかに、特殊な責務または目的を
達成するために設計された数多くのセル状室もしくは隔
室を有する。例えば、原子炉圧力容器１２は、原子炉運
転に関連した漏れまたは他の原因による水、水蒸気また
は他の蒸気の溢れもしくはこぼれを受入れ保持するドラ
イウェル２４を構成する１個または２個以上の隣合った
室によって包囲することがでる。
一部が水で満たされた１個または２個以上の室は、その
中の水プールの液面下で水蒸気を冷却し凝縮するための
圧力抑制ブール２６を形成する。
中の水プールの液面下で水蒸気を冷却し凝縮するための
圧力抑制ブール２６を形成する。
圧力抑制プール２６は、導管２８を介して１個または２
個以上のドライウェル室に流体的に連通している。上記
導管は、その一端でドライウェル室２４の上部内に通じ
ており、他端で圧力抑制プール室２Ｂ中の水プールの液
面下にある該圧力抑制プール室の下部内に通じている。
個以上のドライウェル室に流体的に連通している。上記
導管は、その一端でドライウェル室２４の上部内に通じ
ており、他端で圧力抑制プール室２Ｂ中の水プールの液
面下にある該圧力抑制プール室の下部内に通じている。
したがって、圧力容器およびそれに接続した循環路の高
温および高圧の制限領域から漏れた水から逃散またはフ
ラッシング蒸発した水蒸気は、ドライウェル室２４内に
収容される。発生する熱水から逃散またはフラッシング
蒸発した水蒸気の固有圧は、最後にドライウェル室２４
から導管２８を通じて、圧力抑制プール室２６内の水プ
ールの液面下へ強制的に導かれる。水蒸気とプール水と
の水中接触により水蒸気は凝縮し、それにより、漏れた
水蒸気もしくは漏れた高温および高圧水からフラッシン
グ蒸発した水蒸気により最初のうち発生した格納構造物
２０内の水蒸気増圧分を減圧する。
温および高圧の制限領域から漏れた水から逃散またはフ
ラッシング蒸発した水蒸気は、ドライウェル室２４内に
収容される。発生する熱水から逃散またはフラッシング
蒸発した水蒸気の固有圧は、最後にドライウェル室２４
から導管２８を通じて、圧力抑制プール室２６内の水プ
ールの液面下へ強制的に導かれる。水蒸気とプール水と
の水中接触により水蒸気は凝縮し、それにより、漏れた
水蒸気もしくは漏れた高温および高圧水からフラッシン
グ蒸発した水蒸気により最初のうち発生した格納構造物
２０内の水蒸気増圧分を減圧する。
本発明の好適な実施例によれば、補水ブール３０を有す
る、水を収容した１個または２個以上の隔室が圧力抑制
プール室２６の上方、かつ、これに近接して設けられて
いる。
る、水を収容した１個または２個以上の隔室が圧力抑制
プール室２６の上方、かつ、これに近接して設けられて
いる。
導管３２および３４から成る多重管が圧力抑制プール室
２６の側壁に連設された状態で該圧力抑制プール室内に
配置されている。導管３２は、圧力抑制プール室２６の
壁内面に連設された状態で配置されている。導管３２お
よび３４は、圧力抑制プール室２６の上部から該圧力抑
制プール室の底面の方へ延びている。該底面において、
導管３２は、通常Ｕ字形の接続部を含む連結部３６を介
して導管３４に流体的に連通している。導管３４は、導
管３２に連設した状態で配置され、圧力抑制プール室２
６の内部環境に曝された表面を有するとともに、室３０
の底面に近接した、導管３２との連結部３６から立上り
、該室３０の上部まで延びている。したがって、連結部
３６を介して導管３２と導管３４とが結合されることに
より、圧力抑制プール室２６の壁に連設された導管３２
内を下方へ延び、膣壁と導管３４との間を通り、連結部
３６、および圧力抑制プール室２６の内部環境に曝され
た表面を有する導管３４によるバックアップを回って延
びた多重流体循環路を構成する。
２６の側壁に連設された状態で該圧力抑制プール室内に
配置されている。導管３２は、圧力抑制プール室２６の
壁内面に連設された状態で配置されている。導管３２お
よび３４は、圧力抑制プール室２６の上部から該圧力抑
制プール室の底面の方へ延びている。該底面において、
導管３２は、通常Ｕ字形の接続部を含む連結部３６を介
して導管３４に流体的に連通している。導管３４は、導
管３２に連設した状態で配置され、圧力抑制プール室２
６の内部環境に曝された表面を有するとともに、室３０
の底面に近接した、導管３２との連結部３６から立上り
、該室３０の上部まで延びている。したがって、連結部
３６を介して導管３２と導管３４とが結合されることに
より、圧力抑制プール室２６の壁に連設された導管３２
内を下方へ延び、膣壁と導管３４との間を通り、連結部
３６、および圧力抑制プール室２６の内部環境に曝され
た表面を有する導管３４によるバックアップを回って延
びた多重流体循環路を構成する。
圧力抑制プール室２６内を下方へ突出した導管３２およ
び３４は、導管３２が圧力抑制プール室２６の壁に連設
された状態で、かつ、膣壁と導管３４との間に介在して
食違い模様に配置することができる。これにより、導管
３２は圧力抑制プール室２６の内部に曝される表面を有
しない。しかし、全ての導管３４は、圧力抑制プール室
２８の内部に曝される表面を宵する。この食違い模様配
置は、第３図に示されており、導管３２は、冷温のため
に備えられ、導管３４は、熱流のために備えられている
。他の実施例として、導管３２および３４は、第６図に
示されているように、冷温に備えた直径が小さい方の導
管３２が熱流に備えた直径が大きい方の導管３４内に密
閉された一対の同軸パイプから成る入れ子式構造として
設けることができる。この同軸パイプの実施例は、例え
ば、モジュールまたは束状にまとめられ、または並列も
しくは他のパターンに整列された複数個の同心ユニット
を含む種々の構造として設けることができる。この実施
例の一変形例が第７図に示されている。この図では、熱
流用導管３４を含む同心構造の外管は、熱流用であって
冷流用導管３２を囲む主導管３４に近接して平行に伸び
たパターンに配置され、該主導管より小さく、主導管の
外側にあり、はぼ主導管に平行な分岐多重導管２３′を
有する。
び３４は、導管３２が圧力抑制プール室２６の壁に連設
された状態で、かつ、膣壁と導管３４との間に介在して
食違い模様に配置することができる。これにより、導管
３２は圧力抑制プール室２６の内部に曝される表面を有
しない。しかし、全ての導管３４は、圧力抑制プール室
２８の内部に曝される表面を宵する。この食違い模様配
置は、第３図に示されており、導管３２は、冷温のため
に備えられ、導管３４は、熱流のために備えられている
。他の実施例として、導管３２および３４は、第６図に
示されているように、冷温に備えた直径が小さい方の導
管３２が熱流に備えた直径が大きい方の導管３４内に密
閉された一対の同軸パイプから成る入れ子式構造として
設けることができる。この同軸パイプの実施例は、例え
ば、モジュールまたは束状にまとめられ、または並列も
しくは他のパターンに整列された複数個の同心ユニット
を含む種々の構造として設けることができる。この実施
例の一変形例が第７図に示されている。この図では、熱
流用導管３４を含む同心構造の外管は、熱流用であって
冷流用導管３２を囲む主導管３４に近接して平行に伸び
たパターンに配置され、該主導管より小さく、主導管の
外側にあり、はぼ主導管に平行な分岐多重導管２３′を
有する。
重力および対流伝熱の概念に基づくこのシステムにより
形成された流れ構造は、補水ブール隔室３０によって供
給される、放射性生成物から隔離された液体によって冷
却効果を生じるように利用される数多くのタイプのうち
の代表例である。
形成された流れ構造は、補水ブール隔室３０によって供
給される、放射性生成物から隔離された液体によって冷
却効果を生じるように利用される数多くのタイプのうち
の代表例である。
導管３２の上端または終端は、第１冷流母管３８または
マニホルドと接続し流体的に連通し、導管３４の上端ま
たは終端は、第２熱流母管４０またはマニホルドと接続
し流体的に連通ずる。第１および第２母管３８および４
０は、導管４２および４４を介して、それぞれ補水ブー
ル隔室３０に流体的に連通している。導管４２および４
４は、第２、第４および第５図に示されているように、
それぞれ母管３８および４０から延びてバッフル４６の
両側でそれぞれ補水ブール隔室３０に入り、これと流体
的に接続する。
マニホルドと接続し流体的に連通し、導管３４の上端ま
たは終端は、第２熱流母管４０またはマニホルドと接続
し流体的に連通ずる。第１および第２母管３８および４
０は、導管４２および４４を介して、それぞれ補水ブー
ル隔室３０に流体的に連通している。導管４２および４
４は、第２、第４および第５図に示されているように、
それぞれ母管３８および４０から延びてバッフル４６の
両側でそれぞれ補水ブール隔室３０に入り、これと流体
的に接続する。
したがって、導管３２および３４は、補水ブール隔室３
０内のバッフル４５の一方側から導管４２および４４、
および母管３８および４０を通って圧力抑制プール室２
６内の下方へ延び、バッフル４６の他方側で補水ブール
隔室３０まで戻る流体通路を形成する。
０内のバッフル４５の一方側から導管４２および４４、
および母管３８および４０を通って圧力抑制プール室２
６内の下方へ延び、バッフル４６の他方側で補水ブール
隔室３０まで戻る流体通路を形成する。
第２、第４および第５図に示された母管および導管は、
それぞれ補水ブール３０と流体的に連通した状態で導管
３２へ冷凍を配分し導管３４から熱流を集めるためのも
のであるが、該母管および導管の他の実施例が第１０図
〜第１４図に示されている他の変形例は、導管３４の端
部と接続し流体的に連通した熱流母管４０内に配置され
た冷流導管３８と導管３２の」一端が接続し流体的に連
通ずるように設けられている。母管３８を補水ブール３
０に接続する冷流導管４２も熱流導管４４を貫通してい
る。該熱流導管は、バッフル４６に関して導管４２と反
対の位置において、母管４０を補水ブール３０に接続さ
せる。
それぞれ補水ブール３０と流体的に連通した状態で導管
３２へ冷凍を配分し導管３４から熱流を集めるためのも
のであるが、該母管および導管の他の実施例が第１０図
〜第１４図に示されている他の変形例は、導管３４の端
部と接続し流体的に連通した熱流母管４０内に配置され
た冷流導管３８と導管３２の」一端が接続し流体的に連
通ずるように設けられている。母管３８を補水ブール３
０に接続する冷流導管４２も熱流導管４４を貫通してい
る。該熱流導管は、バッフル４６に関して導管４２と反
対の位置において、母管４０を補水ブール３０に接続さ
せる。
本発明の好適な実施例によれば、例えば、設備の破壊ま
たは他の原因に帰される漏出熱加圧水による水蒸気漏れ
、またはフラッシング蒸発した水蒸気による格納構造物
２０内の過大圧は、上述したシステムによって長期間に
互って次のように減圧され調整される。すなわち、漏出
水によりドライウェル室２４内へ漏れた、またはフラッ
シング蒸発した水蒸気によって生じた昇圧により、上記
水蒸気および熱蒸気は導管２８を通じて、圧力抑制プー
ル室２６内の水の液面下において、圧力抑制ブールに強
制的に流入させられる。水蒸気は、圧力抑制ブール内で
凝縮されることにより、圧力抑制プールの圧力を減圧す
る一方、該圧力抑制プールの温度を上昇させ、繰り延べ
られた水蒸気の放出の次の凝縮のための圧力抑制プール
の適応力を減らすことになる。
たは他の原因に帰される漏出熱加圧水による水蒸気漏れ
、またはフラッシング蒸発した水蒸気による格納構造物
２０内の過大圧は、上述したシステムによって長期間に
互って次のように減圧され調整される。すなわち、漏出
水によりドライウェル室２４内へ漏れた、またはフラッ
シング蒸発した水蒸気によって生じた昇圧により、上記
水蒸気および熱蒸気は導管２８を通じて、圧力抑制プー
ル室２６内の水の液面下において、圧力抑制ブールに強
制的に流入させられる。水蒸気は、圧力抑制ブール内で
凝縮されることにより、圧力抑制プールの圧力を減圧す
る一方、該圧力抑制プールの温度を上昇させ、繰り延べ
られた水蒸気の放出の次の凝縮のための圧力抑制プール
の適応力を減らすことになる。
本発明の受動冷却装置は、自然対流による熱移動および
伝達によって圧力抑制プール２６の水の温度」−昇によ
って自己作動し維持される。圧力抑制プール室２６内の
温度上昇により、導管３４内の水を加熱し蒸気化するよ
うに導管３４の被曝面にエネルギーが伝えられ、導管３
４内を上方に移動し母管４０内へ入るという加熱水およ
び／もしくは蒸気の自然対流を開始する。該加熱水およ
び／もしくは蒸気は、母管４０から導管４４を通って捕
水ブール隔室３０に入り、熱エネルギを放出し、該熱エ
ネルギは、蒸発によって放散される。
伝達によって圧力抑制プール２６の水の温度」−昇によ
って自己作動し維持される。圧力抑制プール室２６内の
温度上昇により、導管３４内の水を加熱し蒸気化するよ
うに導管３４の被曝面にエネルギーが伝えられ、導管３
４内を上方に移動し母管４０内へ入るという加熱水およ
び／もしくは蒸気の自然対流を開始する。該加熱水およ
び／もしくは蒸気は、母管４０から導管４４を通って捕
水ブール隔室３０に入り、熱エネルギを放出し、該熱エ
ネルギは、蒸発によって放散される。
導管３４内における加熱水の上方移動に代えて、冷却水
が補水ブール隔室３０内のバッフル４６の他の側から流
下し母管３８および導管３２を通過し、圧力抑制ブール
室および格納構造物２０の壁を冷却する。その後、循環
水は、圧力抑制プール室２６から余分の熱エネルギを奪
うバックアップ導管３４を再生するために連結部３６へ
到達しこれを通過する。このように、本発明の受動冷却
装置は、補水ブール隔室３０内に水が保持されている限
り、自己作動し継続する自然対流伝熱による媒体を通じ
凝縮し冷却することによって、水蒸気に帰せられる過大
圧を継続して放出する。
が補水ブール隔室３０内のバッフル４６の他の側から流
下し母管３８および導管３２を通過し、圧力抑制ブール
室および格納構造物２０の壁を冷却する。その後、循環
水は、圧力抑制プール室２６から余分の熱エネルギを奪
うバックアップ導管３４を再生するために連結部３６へ
到達しこれを通過する。このように、本発明の受動冷却
装置は、補水ブール隔室３０内に水が保持されている限
り、自己作動し継続する自然対流伝熱による媒体を通じ
凝縮し冷却することによって、水蒸気に帰せられる過大
圧を継続して放出する。
また、補水ブール隔室３０並びに導管３２および３４は
、付随する接続部とともに、独立した循環システムを構
成し、そのシステム内の水／蒸気伝熱媒体が原子炉装置
から物理的に隔離される循環システムを有しているので
、該水／蒸気伝熱媒体は、放射性物質によって汚染され
ない。冷却凝縮装置のこの隔離部から生じた水および／
または蒸気は、汚染または健康災害を引起すことなく外
部環境に放出することができる。補水ブール内のベント
４８は、放射性汚染のない蒸気とともに圧力および熱を
補水プール隔室３０から大気へ放出するように設けるこ
とができる。
、付随する接続部とともに、独立した循環システムを構
成し、そのシステム内の水／蒸気伝熱媒体が原子炉装置
から物理的に隔離される循環システムを有しているので
、該水／蒸気伝熱媒体は、放射性物質によって汚染され
ない。冷却凝縮装置のこの隔離部から生じた水および／
または蒸気は、汚染または健康災害を引起すことなく外
部環境に放出することができる。補水ブール内のベント
４８は、放射性汚染のない蒸気とともに圧力および熱を
補水プール隔室３０から大気へ放出するように設けるこ
とができる。
本発明の受動冷却装置は、原子炉装置および格納容器か
ら事故後燃料崩壊熱を除去する有利な手段を提供する。
ら事故後燃料崩壊熱を除去する有利な手段を提供する。
該冷却装置の機能は、自己作動であり、操作員から独立
しており、長期間に亘って中断することなく自動的に作
動する。例えば、３日間（救済行動のために十分な時間
）の独立した操作に備えるために、補水プールに対して
適宜の給水源を備えることができる。
しており、長期間に亘って中断することなく自動的に作
動する。例えば、３日間（救済行動のために十分な時間
）の独立した操作に備えるために、補水プールに対して
適宜の給水源を備えることができる。
【図面の簡単な説明】
第１図は、原子炉プラントを格納する格納構造物の一部
側面垂直断面図、 第２図は、第１図に示された圧力抑制プール室およびそ
の上にある補水ブール隔室の一部の詳細拡大断面図、 第３図は、第２図における２−２線横断面図、第４図は
、第１図に示された圧力抑制プール室の上部およびその
上にある補水ブール隔室の詳細拡大断面図、 第５図は、第４図における４−４線横断面図、第６図は
、冷流管および熱流管の他の実施例の図、 第７図は、第６図における６−６線横断面図、第８図は
、第６図の実施例の変形例の図、第９図は、第８図にお
ける８−８線横断面図、第１０図は、第１および第２母
管もしくはマニホルドの他の実施例の図、 第１１図は、第１０図の一部の側面図、第１２図は、第
１０図における１０−１０線横断面図、 第１３図は、第１０図の実施例の変形例の図、第１４図
は、第１３図の一部の側面図である。 １０・・・原子炉プラント複合体、１２・・・圧力容器
、１４・・・炉心、２０・・・格納構造物、２４・・・
ドライウェル、２６・・・圧力抑制プール、２８・・・
導管、３０・・・補充用プール、３２・・・導管、３４
・・・導管。
側面垂直断面図、 第２図は、第１図に示された圧力抑制プール室およびそ
の上にある補水ブール隔室の一部の詳細拡大断面図、 第３図は、第２図における２−２線横断面図、第４図は
、第１図に示された圧力抑制プール室の上部およびその
上にある補水ブール隔室の詳細拡大断面図、 第５図は、第４図における４−４線横断面図、第６図は
、冷流管および熱流管の他の実施例の図、 第７図は、第６図における６−６線横断面図、第８図は
、第６図の実施例の変形例の図、第９図は、第８図にお
ける８−８線横断面図、第１０図は、第１および第２母
管もしくはマニホルドの他の実施例の図、 第１１図は、第１０図の一部の側面図、第１２図は、第
１０図における１０−１０線横断面図、 第１３図は、第１０図の実施例の変形例の図、第１４図
は、第１３図の一部の側面図である。 １０・・・原子炉プラント複合体、１２・・・圧力容器
、１４・・・炉心、２０・・・格納構造物、２４・・・
ドライウェル、２６・・・圧力抑制プール、２８・・・
導管、３０・・・補充用プール、３２・・・導管、３４
・・・導管。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、原子炉プラントの格納構造物内において過大圧に対
する保護を与える、該格納構造物の受動冷却自然循環装
置であって、核分裂性燃料の熱発生用コアを収容した圧
力容器および該圧力容器の内部と流体的に連通し該圧力
容器から延出した少なくとも１本の通路を有する原子炉
組立体と、上記圧力容器に隣接したドライウェル室と、
冷却液を保持し、上記ドライウェル室と圧力抑制プール
室との間の流体的連通を与える通路を有する圧力抑制プ
ール室と、圧力抑制プール室の上方に配置された、危険
な成分の無い液体のための補充用プールとなる隔室と、
圧力抑制プール室内へ下方へ延びた複数本の通路から成
る多重通路とを有し、該複数本の通路は、その下端にお
いて連結部を介して隣接した通路と接続され、上方から
圧力抑制プール室内へ液体が流下しそして該圧力抑制プ
ール室の上方まで戻るための閉循環路を形成し、上記多
重通路は、圧力抑制プールの上方において補充プール隔
室と流体的に連通した状態において、下方連結部から立
上った端部を有することにより、補充プール隔室内に収
容された液体が上記複数本の通路を流下して圧力抑制プ
ール室の収容物を通過し補充プール隔室まで戻ることに
より、格納構造物から熱を除去することができる受動冷
却自然循環装置。 ２、原子炉プラントの格納構造物内において過大圧に対
する保護を与える、該格納構造物の受動冷却自然循環装
置であって、核分裂性燃料の熱発生用炉心を収容した圧
力容器および該圧力容器の内部と流体的に連通し該圧力
容器から延出した少なくとも１本の通路を有する原子炉
組立体と、上記圧力容器に隣接したドライウェル室と、
冷却液を保持し、上記ドライウェル室と圧力抑制プール
室との間の流体的連通を与える通路を有する圧力抑制プ
ール室と、圧力抑制プール室の上方に配置された、危険
な成分の無い液体のための補充用プールとなる隔室と、
圧力抑制プール室内へ下方へ延び該圧力抑制プール室の
壁に連設された複数本の通路が食い違い配列をなした多
重通路とを有し、該複数本の通路は、その下端において
連結部を介して隣接した通路と接続され上方から圧力抑
制プール室内へ液体が流下しそして該圧力抑制プール室
の上方まで戻るための閉循環路を形成し、上記多重通路
は、圧力抑制プールの上方において補充プール隔室と流
体的に連通した状態において、下方連結部から立上った
端部を有することにより、補充プール隔室内に収容され
た液体が上記複数本の通路を流下して圧力抑制プール室
の収容物を通過し補充プール隔室まで戻ることにより、
格納構造物から熱を除去することができる受動冷却自然
循環装置。 ３、連結部を介して、隣接する通路と下端において接続
された上記複数本の通路は、補充プール隔室内に設けら
れたバッフルの一方の側において補充プール隔室と流体
的に連通する一端を有し、バッフルの他方の側において
補充プール隔室と流体的に連通する他端を有する請求項
２に記載の受動冷却自然循環装置。 ４、連結部を介して、隣接する通路と下端において接続
された上記複数本の通路は、第１母管を介して補充プー
ル隔室と流体的に連通する一端を有し、第２母管を介し
て補充プール隔室と流体的に連通する他端を有する請求
項２に記載の受動冷却自然循環装置。 ５、圧力抑制プール室内へ下方に延び該圧力抑制プール
室の壁に連設され下端において連結部を介し隣接の通路
と結合された複数本の通路が食い違い配列をなした多重
通路は、連結部から上方へ延び、表面が圧力抑制プール
室の内部およびその収容物に曝される通路部分を有する
とともに、上記連結部から上方へ延び上記圧力抑制プー
ル室の壁と上記被曝面を有する上記通路部分との間に配
置された別の通路部分を有する請求項２に記載の受動冷
却自然循環装置。 ６、原子炉プラントの格納構造物内において過大圧に対
する保護を与える、該格納構造物の受動冷却自然循環装
置であって、核分裂性燃料の熱発生用炉心を収容した圧
力容器および該圧力容器の内部と流体的に連通し該圧力
容器から延出した少なくとも１本の通路を有する原子炉
組立体と、上記圧力容器に隣接したドライウェル室と、
冷却液を保持し、上記ドライウェル室と圧力抑制プール
室との間の流体的連通を与える通路を有する圧力抑制プ
ール室と、圧力抑制プール室の上方に配置された、危険
な成分の無い水のための補充用プールとなる隔室と、圧
力抑制プール室内へ下方へ延び該圧力抑制プール室の壁
に連設された複数本の通路が食い違い配列をなした多重
通路とを有し、該複数本の通路は、それらの下端におい
て連結部を介し隣接した通路と接続されて閉循環路を形
成するとともに、上記補充プール隔室内に設けられたバ
ッフルの一方の側において上記補充プール隔室と流体的
に連通する一端を有し、上記バッフルの他方の側におい
て上記補充プール隔室と流体的に連通する他端を有する
ことにより、上記補充プール隔室から下方へ移動し圧力
抑制プール室内へ入り上記補充プール隔室まで戻る流体
通過のための閉循環路を形成する受動冷却自然循環装置
。 ７、連結部を介して、隣接する通路と下端において接続
された上記複数本の通路は、第１母管を介して補充プー
ル隔室と流体的に連通する一端を有し、第２母管を介し
て補充プール隔室と流体的に連通する他端を有する請求
項６に記載の受動冷却自然循環装置。 ８、圧力抑制プール室内へ下方に延び該圧力抑制プール
室の壁に連設され下端において連結部を介し隣接の通路
と結合された複数本の通路が食い違い配列をなした多重
通路は、連結部から上方へ延び、表面が圧力抑制プール
室の内部およびその収容物に曝される通路部分を有する
とともに、上記連結部から上方へ延び上記圧力抑制プー
ル室の壁と上記被曝面を有する上記通路部分との間に配
置された別の通路部分を有する請求項６に記載の受動冷
却自然循環装置。 ９、原子炉プラントの格納構造物内において過大圧に対
する保護を与える、該格納構造物の受動冷却自然循環装
置であって、核分裂性燃料の熱発生用炉心を収容した圧
力容器および該圧力容器の内部と流体的に連通し該圧力
容器から延出した少なくとも１本の通路を有する原子炉
組立体と、上記圧力容器に隣接したドライウェル室と、
冷却液を保持し、上記ドライウェル室と圧力抑制プール
室との間の流体的連通を与える通路を有する圧力抑制プ
ール室と、圧力抑制プール室の上方に配置された、危険
な成分の無い液体のための補充用プールとなる隔室と、
圧力抑制プール室の壁の間において該圧力抑制プール室
内の下方へ延び、入れ子式構造を有し同心状に対を成す
通路から成る多重通路とを有し、該複数本の通路は、そ
の下端において連結部を介し隣接した通路と接続され上
方から圧力抑制プール室内へ液体が流下しそして該圧力
抑制プール室の上方まで戻るための閉循環路を形成し、
同心状に対を成す通路から成る上記多重通路は、圧力抑
制プールの上方において補充プール隔室と流体的に連通
した状態において、下方連結部から立上った端部を有す
ることにより、補充プール隔室内に収容された液体が上
記複数本の通路を流下して圧力抑制プール室の収容物を
通過し補充プール隔室まで戻ることにより、格納構造物
から熱を除去することができる受動冷却自然循環装置。 １０、上記複数本の通路から成る多重通路は、同心状の
入れ子式構造として対を成し下端において連結部を介し
て接続された２本の通路から成る複数個のユニットを有
し、液体が上方から圧力抑制プール室内へ流下しそして
該圧力抑制プールまで戻るために上記２本の対を成す通
路を貫流する閉循環路を形成する請求項９に記載の受動
冷却自然循環装置。 １１、入れ子式構造として対を成す２本の通路から成る
ユニットを複数個含む上記多重通路は、熱流用に直径の
大きな外管によって同心状に囲まれた冷流用小直径内管
を有する請求項９に記載の受動冷却自然循環装置。 １２、入れ子式構造として対を成す２本の通路から成る
ユニットを複数個含み、熱流用大直径外管によって同心
状に囲まれた冷流用小直径内管を有する上記多重通路は
、流体的に連通した状態で上記大直径外管から延び、該
大直径外管と隣接した平行パターンに配置されて、上記
冷流用小直径内管を同心状に囲む上記大直径管と同一方
向の熱流に部分的に関与する複数本の外側分岐管を有す
る請求項１１に記載の受動冷却自然循環装置。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US07/196,581 US4889682A (en) | 1988-05-20 | 1988-05-20 | Passive cooling system for nuclear reactor containment structure |
| US196,581 | 1988-05-20 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0224594A true JPH0224594A (ja) | 1990-01-26 |
| JPH0579959B2 JPH0579959B2 (ja) | 1993-11-05 |
Family
ID=22725962
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1124616A Granted JPH0224594A (ja) | 1988-05-20 | 1989-05-19 | 原子炉格納構造物の受動冷却装置 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4889682A (ja) |
| EP (1) | EP0342381A3 (ja) |
| JP (1) | JPH0224594A (ja) |
| KR (1) | KR890017714A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2023508471A (ja) * | 2019-12-31 | 2023-03-02 | ジーイー－ヒタチ・ニュークリア・エナジー・アメリカズ・エルエルシー | 沸騰水型原子炉用パッシブ格納容器冷却システムおよびその設置方法 |
Families Citing this family (11)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4950448A (en) * | 1989-05-11 | 1990-08-21 | General Electric Company | Passive heat removal from containment |
| US5043136A (en) * | 1990-06-21 | 1991-08-27 | General Electric Company | Passive cooling safety system for liquid metal cooled nuclear reactors |
| US5102617A (en) * | 1990-09-11 | 1992-04-07 | General Electric Company | Passive cooling means for water cooled nuclear reactor plants |
| US5108695A (en) * | 1991-02-25 | 1992-04-28 | Westinghouse Electric Corp. | Ventilating system for an emergency feedwater enclosure in a nuclear power plant |
| CA2150275C (en) * | 1995-05-26 | 2008-10-14 | Norman J. Spinks | Passive emergency water system for water-cooled nuclear reactors |
| US5887043A (en) * | 1995-10-03 | 1999-03-23 | Atomic Energy Of Canada Limited Energie Atomique Du Canad | Passive emergency water system for water-cooled nuclear reactors |
| KR100458741B1 (ko) * | 1995-10-31 | 2005-08-04 | 아토믹 에너지 오브 캐나다 리미티드 | 수냉원자로의피동식비상수소제거시스템 |
| US10706973B2 (en) | 2017-05-02 | 2020-07-07 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Very simplified boiling water reactors for commercial electricity generation |
| US10839966B2 (en) | 2017-05-10 | 2020-11-17 | Westinghouse Electric Company Llc | Vortex driven passive hydrogen recombiner and igniter |
| US10867712B2 (en) | 2017-06-28 | 2020-12-15 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Isolation condenser systems for nuclear reactor commercial electricity generation |
| US11380451B2 (en) | 2017-08-15 | 2022-07-05 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Depressurization and coolant injection systems for very simplified boiling water reactors |
Family Cites Families (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1151334A (en) * | 1966-04-01 | 1969-05-07 | English Electric Co Ltd | Nuclear Reactors |
| DE1614547A1 (de) * | 1967-06-29 | 1970-08-27 | Siemens Ag | Druckunterdrueckungssystem fuer Schwerwasserkernreaktoren |
| US3454466A (en) * | 1967-12-29 | 1969-07-08 | Atomic Energy Commission | Nuclear reactor containment system for metropolitan sites |
| US3718539A (en) * | 1971-03-31 | 1973-02-27 | Combustion Eng | Passive nuclear reactor safeguard system |
| JPS5279198A (en) * | 1975-12-26 | 1977-07-04 | Hitachi Ltd | Nuclear reactor container |
| SE439211B (sv) * | 1983-09-28 | 1985-06-03 | Asea Atom Ab | Anordning for kylning av ett vermealstrande organ |
-
1988
- 1988-05-20 US US07/196,581 patent/US4889682A/en not_active Expired - Fee Related
-
1989
- 1989-04-21 EP EP89107200A patent/EP0342381A3/en not_active Withdrawn
- 1989-05-16 KR KR1019890006506A patent/KR890017714A/ko not_active Ceased
- 1989-05-19 JP JP1124616A patent/JPH0224594A/ja active Granted
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2023508471A (ja) * | 2019-12-31 | 2023-03-02 | ジーイー－ヒタチ・ニュークリア・エナジー・アメリカズ・エルエルシー | 沸騰水型原子炉用パッシブ格納容器冷却システムおよびその設置方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP0342381A2 (en) | 1989-11-23 |
| JPH0579959B2 (ja) | 1993-11-05 |
| KR890017714A (ko) | 1989-12-16 |
| US4889682A (en) | 1989-12-26 |
| EP0342381A3 (en) | 1990-06-13 |
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