JPH02253192A - 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
- Publication number
- JPH02253192A JPH02253192A JP1073928A JP7392889A JPH02253192A JP H02253192 A JPH02253192 A JP H02253192A JP 1073928 A JP1073928 A JP 1073928A JP 7392889 A JP7392889 A JP 7392889A JP H02253192 A JPH02253192 A JP H02253192A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- pool
- water
- containment vessel
- reactor containment
- heat
- 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）
本発明は冷却祠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）
従来の自然放熱型格納容器の冷却システムは第４図に示
したように炉心１を内蔵する原子炉圧力容器２と、この
原子炉圧力容器２を内包するドライウェル３とサプレッ
ションプール４を有するウェットウェル５とを格納する
原子炉格納容器６と、この原子炉格納容器６の外側に位
置して原子炉建屋１３内に設けた格納容器外周プール１
２とから構成されている。格納容器外周プール１２の上
部空間は排気管１４を介してスタック■５に連結してい
る。サプレッションプール４内には多量の冷却水を保有
している。
したように炉心１を内蔵する原子炉圧力容器２と、この
原子炉圧力容器２を内包するドライウェル３とサプレッ
ションプール４を有するウェットウェル５とを格納する
原子炉格納容器６と、この原子炉格納容器６の外側に位
置して原子炉建屋１３内に設けた格納容器外周プール１
２とから構成されている。格納容器外周プール１２の上
部空間は排気管１４を介してスタック■５に連結してい
る。サプレッションプール４内には多量の冷却水を保有
している。
原子炉圧力容器２内の蒸気が原子炉格納容器６内に漏洩
するような事故が発生した場合、蒸気はドライウェル内
に充満しベント管を通り、ウェットウェル５内に導びか
れ、サプレッションプール４内に噴出し、サプレッショ
ンプール４の水によって凝縮される。
するような事故が発生した場合、蒸気はドライウェル内
に充満しベント管を通り、ウェットウェル５内に導びか
れ、サプレッションプール４内に噴出し、サプレッショ
ンプール４の水によって凝縮される。
この状態が継続すればサプレッションプール４の水温は
上昇を続けるが、格納容器外周プール１２との温度差か
大きくなるにつれて、その外周プル１２への伝熱量か増
加し、サプレッションプール４の水温は低下していくこ
とになる。さらに外周−ル１２の水温か上昇していくと
外周プール１２がら蒸発が始り、このとき蒸発潜熱を奪
うことにより外周プール１２が除熱される。除熱された
熱は自然対流によって排気管１４を通り原子炉建屋１３
の外部に設けたスタック１５から大気中に逃される。ま
た、ドライウェル３内の熱は原子炉格納容器６の壁面か
ら気相部へ伝達されドライウェル３内の圧力、温度抑制
に寄与する。
上昇を続けるが、格納容器外周プール１２との温度差か
大きくなるにつれて、その外周プル１２への伝熱量か増
加し、サプレッションプール４の水温は低下していくこ
とになる。さらに外周−ル１２の水温か上昇していくと
外周プール１２がら蒸発が始り、このとき蒸発潜熱を奪
うことにより外周プール１２が除熱される。除熱された
熱は自然対流によって排気管１４を通り原子炉建屋１３
の外部に設けたスタック１５から大気中に逃される。ま
た、ドライウェル３内の熱は原子炉格納容器６の壁面か
ら気相部へ伝達されドライウェル３内の圧力、温度抑制
に寄与する。
（発明が解決しようとする課題）
」二部のような場合において、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の壁を介して格納容器
外周プール１２に逃がすためには、格納容器外周プール
Ｉ２の水位をトライウェル３を格納する原子炉格納容器
６の壁面の高さ以上に口なければならないため、格納容
器外周プール１２の水圧に耐える強度を持った原子炉格
納容器６にする必要がある。
した蒸気の熱を原子炉格納容器６の壁を介して格納容器
外周プール１２に逃がすためには、格納容器外周プール
Ｉ２の水位をトライウェル３を格納する原子炉格納容器
６の壁面の高さ以上に口なければならないため、格納容
器外周プール１２の水圧に耐える強度を持った原子炉格
納容器６にする必要がある。
一方、ドライウェル３内に充／ｌ′１１．シた同温高圧
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。凝縮か進むと蒸気の圧ノＪが低下しサプレ
ッションブー４内の水を押し下げるだけの圧力が無くな
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。
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。凝縮か進むと蒸気の圧ノＪが低下しサプレ
ッションブー４内の水を押し下げるだけの圧力が無くな
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。
本発明は上記課題を解決するためにさなされたもので、
主蒸気などの配管より原子炉格納容器内に高温高圧の蒸
気が漏洩する事故か発生した場合、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良
く格納容器外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。
主蒸気などの配管より原子炉格納容器内に高温高圧の蒸
気が漏洩する事故か発生した場合、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良
く格納容器外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。
（課題を解決するための手段）
本発明は自然放熱型原子炉格納容器の冷却システムとし
て原子炉格納容器の外部に補水プールおよび原子炉格納
容器のトライウェルに伝熱管を設け、その伝熱管の上部
プレナム内で自由液面を持ち、給水配管・下降伝熱管の
外周および補水プルと格納容器間に断熱材を有すること
を特徴としている。
て原子炉格納容器の外部に補水プールおよび原子炉格納
容器のトライウェルに伝熱管を設け、その伝熱管の上部
プレナム内で自由液面を持ち、給水配管・下降伝熱管の
外周および補水プルと格納容器間に断熱材を有すること
を特徴としている。
（作 用）
冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）等のように、原子炉１次系
の高圧配管か破断して冷却材がドライウェル内に噴出し
た場合、ベント管を介するサプレッションプール内での
蒸気の凝縮が起こり難くなっても、ドライウェルに伝達
管を設け、格納容器外部の補水プールとスタックに連通
ずることにより、効率良く格納容器内の熱を大気中に放
出することができる。
の高圧配管か破断して冷却材がドライウェル内に噴出し
た場合、ベント管を介するサプレッションプール内での
蒸気の凝縮が起こり難くなっても、ドライウェルに伝達
管を設け、格納容器外部の補水プールとスタックに連通
ずることにより、効率良く格納容器内の熱を大気中に放
出することができる。
（実施例）
本発明の一実施例を第１図から第３図を参照しなから説
明する。炉心１を内蔵する原子炉圧内容２を内包するト
ライウェル３と、サブレッンヨンプール４を有するウェ
ットウェル５と、これらを格納する原子炉格納容器６と
、前記ドライウェル３とサプレッションプール４とを結
ぶベント管７と、前記ドライウェル３内に設けた」−下
プレナム９を取り付けた伝熱管１０と、格納容器外に設
は格納容器６から断熱材２０が設けられて断熱されだ補
水プール１６と、前記上部プレナム９ａと補水プール１
６を結ぶ外周に断熱材２０を巻いた配管１７ａと、前記
上部プレナムとスタック１５を結ぶ配管１７ｂから構成
される。前記伝熱管１０は、中央に太い断熱材を巻いた
下降管１８を有しその周りに表面積を大きく取るために
複数本の細径の」二昇管１９から成る。
明する。炉心１を内蔵する原子炉圧内容２を内包するト
ライウェル３と、サブレッンヨンプール４を有するウェ
ットウェル５と、これらを格納する原子炉格納容器６と
、前記ドライウェル３とサプレッションプール４とを結
ぶベント管７と、前記ドライウェル３内に設けた」−下
プレナム９を取り付けた伝熱管１０と、格納容器外に設
は格納容器６から断熱材２０が設けられて断熱されだ補
水プール１６と、前記上部プレナム９ａと補水プール１
６を結ぶ外周に断熱材２０を巻いた配管１７ａと、前記
上部プレナムとスタック１５を結ぶ配管１７ｂから構成
される。前記伝熱管１０は、中央に太い断熱材を巻いた
下降管１８を有しその周りに表面積を大きく取るために
複数本の細径の」二昇管１９から成る。
格納容器外の補水プール１６には水位を保つ機構を設け
、」二部プレナム９ａ内で水位レベルを一定に保つよう
に補水プール１６と」二部プレナム９ａの配置を行う。
、」二部プレナム９ａ内で水位レベルを一定に保つよう
に補水プール１６と」二部プレナム９ａの配置を行う。
格納容器６の外部」一方の原子炉建屋１３内には」二部
プール８か設けられており、この上部プル８と補水プー
ル１６とは連通管１１で連通されている。
プール８か設けられており、この上部プル８と補水プー
ル１６とは連通管１１で連通されている。
しかして、上記冷却システムにおいて、事故時にはドラ
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内の水を押し下げサプレッションプール４内の低
部まで流入し、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。凝縮か進むと蒸気の圧
力が低下しベント管７内の水を押し下げる力が低下し、
サプレッションプール４内の上部にしか流入しなくなり
ドライウェル内に充満する。伝熱管１０内部の水はドラ
イウェル３の気相部の蒸気の凝縮により温度上昇し、沸
騰しなから二相流となって上部プレナム９ａ内へ流入す
る。上部プレナム９ａ内では気水分離して、配管１７ｂ
を通して蒸気をスタック１５から大気へ放出する。一方
、水は下降管１３を下降して下部プレナム９ｂへと流入
し、再び伝熱管ＩＯを上昇する。
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内の水を押し下げサプレッションプール４内の低
部まで流入し、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。凝縮か進むと蒸気の圧
力が低下しベント管７内の水を押し下げる力が低下し、
サプレッションプール４内の上部にしか流入しなくなり
ドライウェル内に充満する。伝熱管１０内部の水はドラ
イウェル３の気相部の蒸気の凝縮により温度上昇し、沸
騰しなから二相流となって上部プレナム９ａ内へ流入す
る。上部プレナム９ａ内では気水分離して、配管１７ｂ
を通して蒸気をスタック１５から大気へ放出する。一方
、水は下降管１３を下降して下部プレナム９ｂへと流入
し、再び伝熱管ＩＯを上昇する。
この実施例によると、原子炉格納容器６外に格納容器上
部プール８と水位維持機構を有する補水プール１６と、
ドライウェル３内にプレナム部９ａ。
部プール８と水位維持機構を有する補水プール１６と、
ドライウェル３内にプレナム部９ａ。
９ｂを取り（＝Ｊけた伝熱管ＩＯと、前記上部プレナム
９ａと前記補水プール１６を結ぶ配管１７ａと前記上部
プレナム９ａとスタック１５を結ぶ配管１７ｂ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、蒸気の熱を伝熱管１０により格納容
器上部プール８内の水に伝達し安定した除熱が可能とな
る。また、原子炉格納容器６を貫通する配管の口径も小
さくすることかできる。例えば６０万ＫＷの原子炉の場
合、給水配管の口径は約５ｃｍ、蒸気配管口径は約６ｃ
ｍ程度で良い結果となる。
９ａと前記補水プール１６を結ぶ配管１７ａと前記上部
プレナム９ａとスタック１５を結ぶ配管１７ｂ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、蒸気の熱を伝熱管１０により格納容
器上部プール８内の水に伝達し安定した除熱が可能とな
る。また、原子炉格納容器６を貫通する配管の口径も小
さくすることかできる。例えば６０万ＫＷの原子炉の場
合、給水配管の口径は約５ｃｍ、蒸気配管口径は約６ｃ
ｍ程度で良い結果となる。
本発明によれば、原子炉格納容器内の熱を原子炉格納容
器冷却装置の伝熱面を通して大気中に逃がすことにより
、冷却祠喪失事故後の冷却を動力や操作員の操作を必要
とせずに、長期にわたり安定に冷却可能である自然放熱
型格納容器を提供することができる。また、少ない伝熱
面積でも格納容器からの除熱量を大きくとれるため、原
子炉格納容器を小型化また、格納容器を貫通する配管口
径も小さくすることができ、原子炉建屋のコストを大幅
に下げることも可能となり、産業上の効果も極めて大き
い。
器冷却装置の伝熱面を通して大気中に逃がすことにより
、冷却祠喪失事故後の冷却を動力や操作員の操作を必要
とせずに、長期にわたり安定に冷却可能である自然放熱
型格納容器を提供することができる。また、少ない伝熱
面積でも格納容器からの除熱量を大きくとれるため、原
子炉格納容器を小型化また、格納容器を貫通する配管口
径も小さくすることができ、原子炉建屋のコストを大幅
に下げることも可能となり、産業上の効果も極めて大き
い。
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縦断面図、第２図は第１図における
伝熱管・補水プール及び配管の関係を拡大して示す縦断
面図、第３図は第２図における伝熱管を拡大し一部断面
で示す斜視図、第４図は従来の自然放熱型格納容器の冷
却システムを示す縦断面図である。 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・・・格納容器外上部プール、 ９ａ、 ９ｂ・・プレナム部、１０・・・伝熱管、１１
・・・連通管、 １２・・・格納容器外周プール
、１３・・・原子炉建屋、 １４・・・排気管、１５
・・・スタック、 １６・・・補水プール、１７ａ
、 １７ｂ・・・配管、 １８・・・下降管、１９・
・・上昇管、 ２０・・・断熱制。 （８７３３） 代理人 弁理士 猪 股 祥 晃（ほ
か１名） 団
ムの一実施例を示す縦断面図、第２図は第１図における
伝熱管・補水プール及び配管の関係を拡大して示す縦断
面図、第３図は第２図における伝熱管を拡大し一部断面
で示す斜視図、第４図は従来の自然放熱型格納容器の冷
却システムを示す縦断面図である。 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・・・格納容器外上部プール、 ９ａ、 ９ｂ・・プレナム部、１０・・・伝熱管、１１
・・・連通管、 １２・・・格納容器外周プール
、１３・・・原子炉建屋、 １４・・・排気管、１５
・・・スタック、 １６・・・補水プール、１７ａ
、 １７ｂ・・・配管、 １８・・・下降管、１９・
・・上昇管、 ２０・・・断熱制。 （８７３３） 代理人 弁理士 猪 股 祥 晃（ほ
か１名） 団
Claims (2)
- （１）原子炉圧力容器と、これを格納するドライウェル
およびサプレッションプールを有するウェットウェルと
、前記ドライウェルと前記サプレッションプールを結ぶ
ベント管と、これらを内包する原子炉格納容器とこの原
子炉格納容器外の補水プールとからなり、ドライウェル
内に前記補水プールから給水される伝熱管を設け、前記
伝熱管上部に上部プレナムを有しその上部プレナム内で
自由液面を持つ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）前記伝熱管の一部原子炉格納容器の壁と補水プー
ルとの間およびこの補水プールからの給水管に断熱材を
設けて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 |
|---|---|---|---|
| JP1073928A JPH02253192A (ja) | 1989-03-28 | 1989-03-28 | 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 |
|---|---|---|---|
| JP1073928A JPH02253192A (ja) | 1989-03-28 | 1989-03-28 | 自然放熱型格納容器の冷却システム |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02253192A true JPH02253192A (ja) | 1990-10-11 |
Family
ID=13532288
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1073928A Pending JPH02253192A (ja) | 1989-03-28 | 1989-03-28 | 自然放熱型格納容器の冷却システム |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH02253192A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN106098121A (zh) * | 2016-06-23 | 2016-11-09 | 中广核研究院有限公司 | 气液流通管及安全壳 |
| JP2017521674A (ja) * | 2014-07-24 | 2017-08-03 | ハルビン エンジニアリング ユニバーシティ | 格納容器冷却系、及び格納容器・原子炉圧力容器共同冷却系 |
-
1989
- 1989-03-28 JP JP1073928A patent/JPH02253192A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2017521674A (ja) * | 2014-07-24 | 2017-08-03 | ハルビン エンジニアリング ユニバーシティ | 格納容器冷却系、及び格納容器・原子炉圧力容器共同冷却系 |
| CN106098121A (zh) * | 2016-06-23 | 2016-11-09 | 中广核研究院有限公司 | 气液流通管及安全壳 |
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