JPH02251794A - 自然放熱型格納容器の冷却システム - Google Patents
自然放熱型格納容器の冷却システムInfo
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- JPH02251794A JPH02251794A JP1071784A JP7178489A JPH02251794A JP H02251794 A JPH02251794 A JP H02251794A JP 1071784 A JP1071784 A JP 1071784A JP 7178489 A JP7178489 A JP 7178489A JP H02251794 A JPH02251794 A JP H02251794A
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- containment vessel
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- 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
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- 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）
本発明は冷却材喪失事故時の原子炉格納容器の冷却に好
適な自然放熱型格納容器の冷却システムに関する。
適な自然放熱型格納容器の冷却システムに関する。
（従来の技術）
従来の原子炉格納容器冷却システムについて、沸騰水型
原子炉（以下ＢＷＲと略称する）を例に説明する。
原子炉（以下ＢＷＲと略称する）を例に説明する。
第４図は従来のＢＷＲの格納容器の冷却系の主要構成機
器を示す概略図である。炉心１を内蔵した原子炉圧力容
器２および１次系の高圧配管を収納した原子炉格納容器
６は、ダイアフラムフロアで上下に仕切られている。原
子炉格納容器６内の上部をドライウェル３、下部をウェ
ットウェル５と呼び、ウェットウェル５にはサプレッシ
ョンプール４が設けられており、プール４内には多山の
冷却水を保有している。
器を示す概略図である。炉心１を内蔵した原子炉圧力容
器２および１次系の高圧配管を収納した原子炉格納容器
６は、ダイアフラムフロアで上下に仕切られている。原
子炉格納容器６内の上部をドライウェル３、下部をウェ
ットウェル５と呼び、ウェットウェル５にはサプレッシ
ョンプール４が設けられており、プール４内には多山の
冷却水を保有している。
冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）等のように、原子炉１次系
の高圧配管が破断して冷却材がドライウェル３内に噴出
した場合、蒸気はベント管７を通じてサプレッションプ
ール４内に導かれ、冷却水により凝縮される。サプレッ
ションプール４の水温は炉心１から非常用炉心冷却水に
よって、ドライウェル３内へ放出される崩壊熱により次
第に上昇する。サプレッションプール４内の冷却水の温
度が上昇すると、ドライウェル３内からの蒸気の凝縮が
起り難くなり、原子炉格納容器６内の圧力でサプレッシ
ョンプール４内の熱を格納容器外周プール１１へ熱移動
させることにより格納容器外へ熱を放出し、サプレッシ
ョンプール４内の水の温度の上昇を防ぐ。
の高圧配管が破断して冷却材がドライウェル３内に噴出
した場合、蒸気はベント管７を通じてサプレッションプ
ール４内に導かれ、冷却水により凝縮される。サプレッ
ションプール４の水温は炉心１から非常用炉心冷却水に
よって、ドライウェル３内へ放出される崩壊熱により次
第に上昇する。サプレッションプール４内の冷却水の温
度が上昇すると、ドライウェル３内からの蒸気の凝縮が
起り難くなり、原子炉格納容器６内の圧力でサプレッシ
ョンプール４内の熱を格納容器外周プール１１へ熱移動
させることにより格納容器外へ熱を放出し、サプレッシ
ョンプール４内の水の温度の上昇を防ぐ。
（発明が解決しようとする課題）
上記構成のような冷却システムにおいて、ドライウェル
３内に充満した蒸気の熱を原子炉格納容器６の壁を介し
格納容器外周プール１１に逃がすためには、格納容器外
周プール１１の水位をドライウェル３を格納する原子炉
格納容器６の壁面の高さ以上にしな（）ればならない。
３内に充満した蒸気の熱を原子炉格納容器６の壁を介し
格納容器外周プール１１に逃がすためには、格納容器外
周プール１１の水位をドライウェル３を格納する原子炉
格納容器６の壁面の高さ以上にしな（）ればならない。
そのため、格納容器外周プール１１の水圧に耐える強度
を持った構造の原子炉格納容器６にする必要がある。
を持った構造の原子炉格納容器６にする必要がある。
また、格納容器外周プール１１では、伝熱面積が限られ
ている上に設置場所の自由度も少なく伝熱効率が悪く、
サプレッションプール４内の水の温度が上昇し凝縮が起
き難くなり、原子炉格納容器６内の圧力が上昇する可能
性がある。
ている上に設置場所の自由度も少なく伝熱効率が悪く、
サプレッションプール４内の水の温度が上昇し凝縮が起
き難くなり、原子炉格納容器６内の圧力が上昇する可能
性がある。
一方、ドライウェル３内に充満した高温高圧の蒸気はベ
ント管７を通り、ベント管７内の水を押し下げてサプレ
ッションプール４内に流入し、水に熱を伝えて凝縮する
。凝縮が進むと蒸気の圧力が低下しサプレッションプー
ル４内の水を押し下げるだけの圧力がなくなり、サプレ
ッションプール４内の水による除熱は期待できなくなる
。
ント管７を通り、ベント管７内の水を押し下げてサプレ
ッションプール４内に流入し、水に熱を伝えて凝縮する
。凝縮が進むと蒸気の圧力が低下しサプレッションプー
ル４内の水を押し下げるだけの圧力がなくなり、サプレ
ッションプール４内の水による除熱は期待できなくなる
。
本発明は主蒸気などの配管から原子炉格納容器内に高温
高圧の蒸気が漏洩する事故が発生した場合、漏洩した蒸
気の熱を原子炉格納容器内に設置した伝熱管を介して熱
を効率よく上部プールに逃がすことにより、冷却材喪失
事故後の迅速かつ安定した長期冷却が可能な自然放熱型
格納容器の冷却システムを提供することにある。
高圧の蒸気が漏洩する事故が発生した場合、漏洩した蒸
気の熱を原子炉格納容器内に設置した伝熱管を介して熱
を効率よく上部プールに逃がすことにより、冷却材喪失
事故後の迅速かつ安定した長期冷却が可能な自然放熱型
格納容器の冷却システムを提供することにある。
［発明の構成］
（課題を解決するための手段）
本発明は原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器を格納
するドライウェルおよびサプレッョンプールを有するウ
ェットウェルと、このドライウェルおよびサブレッジコ
ンプールを結ぶベント管と、このベント管・ドライウェ
ルおよびウェットウェルならびに原子炉圧力容器を内包
する原子炉格納容器と、この原子炉格納容器内を冷却す
る冷却装置とからなる自然放熱型格納容器の冷却システ
ムにおいて、前記原子炉格納容器の上部に設けた上部プ
ールと、前記ドライウェル内に設けた冷却水循環形冷却
装置と、この冷却装置冷却水出入口および前記上部プー
ルを接続する循環配管とからなることを特徴とする。
するドライウェルおよびサプレッョンプールを有するウ
ェットウェルと、このドライウェルおよびサブレッジコ
ンプールを結ぶベント管と、このベント管・ドライウェ
ルおよびウェットウェルならびに原子炉圧力容器を内包
する原子炉格納容器と、この原子炉格納容器内を冷却す
る冷却装置とからなる自然放熱型格納容器の冷却システ
ムにおいて、前記原子炉格納容器の上部に設けた上部プ
ールと、前記ドライウェル内に設けた冷却水循環形冷却
装置と、この冷却装置冷却水出入口および前記上部プー
ルを接続する循環配管とからなることを特徴とする。
（作 用）
冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）等のように原子炉−次系の
高圧配管が破断して冷却材がドライウェル内に噴出した
場合、または主蒸気等の配管から原子炉格納容器内に高
温高圧の蒸気が漏洩する事故が発生した場合、漏洩した
蒸気の熱をドライウェル内に設けた冷却装置の伝熱管に
よって上部プールに放散する。また、漏洩した蒸気の圧
力が減少しても、伝熱管を介して熱を効率よく上部プー
ルへ放散させることによって、冷却材喪失事故後、迅速
に冷却を行うことができる。
高圧配管が破断して冷却材がドライウェル内に噴出した
場合、または主蒸気等の配管から原子炉格納容器内に高
温高圧の蒸気が漏洩する事故が発生した場合、漏洩した
蒸気の熱をドライウェル内に設けた冷却装置の伝熱管に
よって上部プールに放散する。また、漏洩した蒸気の圧
力が減少しても、伝熱管を介して熱を効率よく上部プー
ルへ放散させることによって、冷却材喪失事故後、迅速
に冷却を行うことができる。
（実施例）
第１図および第２図を参照しながら本発明に係る自然放
熱型格納容器の冷却システムの一実施例を説明する。
熱型格納容器の冷却システムの一実施例を説明する。
なお、図中第４図と同一部分には同一符号を付して説明
する。
する。
すなわち、第１図において、炉心１を内蔵する原子炉圧
力容器２は原子炉格納容器６内に格納されている。なお
、この原子炉格納容器６はコンクリート製原子炉建屋内
に設置され、鋼板が内張り≠ウェル５とに区分されてい
る。原子炉格納容器６の上方には上部プール８が設けら
れている。ドライウェル３内には冷却装置１０が設けら
れている。
力容器２は原子炉格納容器６内に格納されている。なお
、この原子炉格納容器６はコンクリート製原子炉建屋内
に設置され、鋼板が内張り≠ウェル５とに区分されてい
る。原子炉格納容器６の上方には上部プール８が設けら
れている。ドライウェル３内には冷却装置１０が設けら
れている。
この冷却装置１０は第２図に示したように多数本の伝熱
管１０ａがその上下両端を上下プレナム部９ａ。
管１０ａがその上下両端を上下プレナム部９ａ。
９ｂで結束されたもので、上下プレナム部にはそれぞれ
循環配管１３ａ 、 １３ｂが接続されている。これら
の循環配管１３ａ 、 １３ｂは外部プール８に接続さ
れ、上部の循環配管１３ａは外部プール８のプール水中
まで延びている。上部プール８の上方には大気ベント管
１２の一端が接続され、大気ベント管１２の他端は放出
基１４に接続されている。
循環配管１３ａ 、 １３ｂが接続されている。これら
の循環配管１３ａ 、 １３ｂは外部プール８に接続さ
れ、上部の循環配管１３ａは外部プール８のプール水中
まで延びている。上部プール８の上方には大気ベント管
１２の一端が接続され、大気ベント管１２の他端は放出
基１４に接続されている。
しかして、上記冷却システムにおいて、原子炉運転中に
何らかの事由によって例えば配管破断事故が発生したと
きには、ドライウェル３内に充満した蒸気はベント管７
を通り、ベント管７内の水を押し下げてサプレッション
プール４内に流入し、高温高圧の蒸気はサプレッション
プール４内の水に熱を伝えて凝縮する。凝縮が進むと蒸
気の圧力が低下し、ベント管７内の水を押し下げてサプ
レッションプール４内に流入しなくなるため、サプレッ
ションプール４内の水の除熱効果が低下する。
何らかの事由によって例えば配管破断事故が発生したと
きには、ドライウェル３内に充満した蒸気はベント管７
を通り、ベント管７内の水を押し下げてサプレッション
プール４内に流入し、高温高圧の蒸気はサプレッション
プール４内の水に熱を伝えて凝縮する。凝縮が進むと蒸
気の圧力が低下し、ベント管７内の水を押し下げてサプ
レッションプール４内に流入しなくなるため、サプレッ
ションプール４内の水の除熱効果が低下する。
一方、外部プール８．プレナム部９および伝熱管１０ａ
内には水が充填されており、伝熱管１０ａによりドライ
ウェル３内に充満した蒸気の熱を伝熱管１０ａ内の水に
伝達する。そこで、４温された水は上部プレナム部９ａ
を通り上部プール８内に流入し、拡散して、その熱を上
部プール８内の水に伝達する。上部プール８に流入した
量の水が上部プール８から下部プレナム部９ｂを通り伝
熱管１０ａ内に流入する。この場合、伝熱管１０ａには
低温の水が流入し、ドライウェル３内の蒸気の圧力が低
下しても常に安定した除熱を行うことができる。
内には水が充填されており、伝熱管１０ａによりドライ
ウェル３内に充満した蒸気の熱を伝熱管１０ａ内の水に
伝達する。そこで、４温された水は上部プレナム部９ａ
を通り上部プール８内に流入し、拡散して、その熱を上
部プール８内の水に伝達する。上部プール８に流入した
量の水が上部プール８から下部プレナム部９ｂを通り伝
熱管１０ａ内に流入する。この場合、伝熱管１０ａには
低温の水が流入し、ドライウェル３内の蒸気の圧力が低
下しても常に安定した除熱を行うことができる。
この実施例によると、原子炉格納容器６の上部に設けた
上部プール８と、ドライウェル３内にプレナム部９ａ、
９ｂを上下両端に取り付けた伝熱管１０ａを有する冷却
装置１０と、前記プレナム部９ａ、９ｂと外部プール８
とを結ぶ循環配管１３ａ。
上部プール８と、ドライウェル３内にプレナム部９ａ、
９ｂを上下両端に取り付けた伝熱管１０ａを有する冷却
装置１０と、前記プレナム部９ａ、９ｂと外部プール８
とを結ぶ循環配管１３ａ。
１３ｂ＠７４けることにより、ドライウェル３内に充満
した蒸気の圧力に影響することなく、蒸気の熱を伝熱管
１０ａにより外部プール８内の水に伝達する。これによ
って、たとえば冷却材喪失時の原子炉格納容器を迅速に
冷却することができる。
した蒸気の圧力に影響することなく、蒸気の熱を伝熱管
１０ａにより外部プール８内の水に伝達する。これによ
って、たとえば冷却材喪失時の原子炉格納容器を迅速に
冷却することができる。
第３図は第２図における冷却装置の他の例を示したもの
で、第２図と同一部分には同一符号で示す。
で、第２図と同一部分には同一符号で示す。
第３図の例が第２図と異なる部分は第２図における伝熱
管ｔＯａがパイプ状であり、また上下プレナム部９ａ、
９ｂが半球状のもので構成されていたのに対して、第３
図では伝熱管１０ａを平板状でしかも上下プレナム部９
ａ、９ｂを四角形状に形成して伝熱面積をより大きくし
たものである。
管ｔＯａがパイプ状であり、また上下プレナム部９ａ、
９ｂが半球状のもので構成されていたのに対して、第３
図では伝熱管１０ａを平板状でしかも上下プレナム部９
ａ、９ｂを四角形状に形成して伝熱面積をより大きくし
たものである。
このように冷却装置１０の伝熱管１０ａおよびプレナム
部９ａ、９ｂを角形状に形成することによっても第２図
の例と同様の作用をもたらし、より冷却効率を向上させ
ることができる。
部９ａ、９ｂを角形状に形成することによっても第２図
の例と同様の作用をもたらし、より冷却効率を向上させ
ることができる。
、すなわち、上部プール８．プレナム部９ａ。
９ｂおよび角型伝熱管１０ａ内には水が充填されており
、角型伝熱管１０ａによってドライウェル３内に充満し
た蒸気の熱を角型伝熱管１０ａ内の水に伝達する。昇温
された水は上部プレナム部９ａを通り上部プール８に流
入し、上部プール８内の水に伝達する。上部プール８に
流入した邑の水は上部プール８から下部プレナム部９ｂ
を通り角型伝熱管１０ａ内に流入する。この場合、蒸気
の圧力が低下しても常に安定した除熱を行うことができ
る。
、角型伝熱管１０ａによってドライウェル３内に充満し
た蒸気の熱を角型伝熱管１０ａ内の水に伝達する。昇温
された水は上部プレナム部９ａを通り上部プール８に流
入し、上部プール８内の水に伝達する。上部プール８に
流入した邑の水は上部プール８から下部プレナム部９ｂ
を通り角型伝熱管１０ａ内に流入する。この場合、蒸気
の圧力が低下しても常に安定した除熱を行うことができ
る。
この例によると、原子炉格納容器６の上部に設けた上部
プール８と、ドライウェル３内にプレナム部９を取り付
けた角型伝熱管１０ａと、前記プレナム部９と上部プー
ル８とを結ぶ循環配管１３ａ。
プール８と、ドライウェル３内にプレナム部９を取り付
けた角型伝熱管１０ａと、前記プレナム部９と上部プー
ル８とを結ぶ循環配管１３ａ。
１３ｂを設けることにより、ドライウェル３内に充満し
た蒸気の圧力に影響することなく、蒸気の熱を角型伝熱
管１０ａによって上部プール８内の水に伝達することが
できる。
た蒸気の圧力に影響することなく、蒸気の熱を角型伝熱
管１０ａによって上部プール８内の水に伝達することが
できる。
［発明の効果］
本発明によれば、原子炉格納容器内に漏洩した蒸気の熱
を伝熱管によって蒸気の圧力低下の影響を受けることな
く効率よく外部プールに放散することができ、もって冷
却材喪失事故後の安定した冷却が可能な自然放熱型格納
容器を提供することができる。
を伝熱管によって蒸気の圧力低下の影響を受けることな
く効率よく外部プールに放散することができ、もって冷
却材喪失事故後の安定した冷却が可能な自然放熱型格納
容器を提供することができる。
第１図は本発明に係る自然放熱型格納容器の冷却システ
ムの一実施例を示す概略的縦断面図、第２図および第３
図はそれぞれ第１図において使用される冷却装置を示す
斜視図、第４図は従来自然放熱型格納容器を示す概略的
縦断面図である。 １・・・炉心 ２・・・原子炉圧力容器 ３・・・ドライウェル ４・・・サプレッションプール ５・・・ウェットウェル ６・・・原子炉格納容器 ７・・・ベント管 ８・・・上部プール ９ａ、９ｂ・・・プレナム部 １０・・・冷却装置 １０ａ・・・伝熱管 １１・・・格納容器外周プール １２・・・大気ベント管 １３ａ 、 １３ｂ・・・循環配管 １４・・・放出基 （８７３３＞代理人 弁理士 諸般祥晃 （ばか １名） 芽 １ 回 第４ 図
ムの一実施例を示す概略的縦断面図、第２図および第３
図はそれぞれ第１図において使用される冷却装置を示す
斜視図、第４図は従来自然放熱型格納容器を示す概略的
縦断面図である。 １・・・炉心 ２・・・原子炉圧力容器 ３・・・ドライウェル ４・・・サプレッションプール ５・・・ウェットウェル ６・・・原子炉格納容器 ７・・・ベント管 ８・・・上部プール ９ａ、９ｂ・・・プレナム部 １０・・・冷却装置 １０ａ・・・伝熱管 １１・・・格納容器外周プール １２・・・大気ベント管 １３ａ 、 １３ｂ・・・循環配管 １４・・・放出基 （８７３３＞代理人 弁理士 諸般祥晃 （ばか １名） 芽 １ 回 第４ 図
Claims (2)
- （１）原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器を格納す
るドライウェルおよびサプレッョンプールを有するウェ
ットウェルと、このドライウェルおよびサプレッション
プールを結ぶベント管と、このベント管・ドライウェル
およびウェットウェルならびに原子炉圧力容器を内包す
る原子炉格納容器と、この原子炉格納容器内を冷却する
冷却装置とからなる自然放熱型格納容器の冷却システム
において、前記原子炉格納容器の上部に設けた上部プー
ルと、前記ドライウェル内に設けた冷却水循環形冷却装
置と、この冷却装置冷却水出入口および前記上部プール
を接続する循環配管とからなることを特徴とする自然放
熱型格納容器の冷却システム。 - （２）前記冷却装置は複数の伝熱管の両端がプレナム部
で結束されたものからなることを特徴とする請求項１記
載の自然放熱型格納容器の冷却システム。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1071784A JPH02251794A (ja) | 1989-03-27 | 1989-03-27 | 自然放熱型格納容器の冷却システム |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1071784A JPH02251794A (ja) | 1989-03-27 | 1989-03-27 | 自然放熱型格納容器の冷却システム |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02251794A true JPH02251794A (ja) | 1990-10-09 |
Family
ID=13470547
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1071784A Pending JPH02251794A (ja) | 1989-03-27 | 1989-03-27 | 自然放熱型格納容器の冷却システム |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH02251794A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013127465A (ja) * | 2011-12-19 | 2013-06-27 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | 沸騰水型原子炉用の代替的なサプレッションプール冷却のための方法及び装置 |
| CN104392750A (zh) * | 2014-11-14 | 2015-03-04 | 河北华热工程设计有限公司 | 低温核反应堆以及基于低温核反应堆的车载动力系统 |
-
1989
- 1989-03-27 JP JP1071784A patent/JPH02251794A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013127465A (ja) * | 2011-12-19 | 2013-06-27 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | 沸騰水型原子炉用の代替的なサプレッションプール冷却のための方法及び装置 |
| US9053823B2 (en) | 2011-12-19 | 2015-06-09 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Method and apparatus for an alternative suppression pool cooling for boiling water reactors |
| CN104392750A (zh) * | 2014-11-14 | 2015-03-04 | 河北华热工程设计有限公司 | 低温核反应堆以及基于低温核反应堆的车载动力系统 |
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