JPH02306196A - Reactor container vessel - Google Patents
Reactor container vesselInfo
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- JPH02306196A JPH02306196A JP1126652A JP12665289A JPH02306196A JP H02306196 A JPH02306196 A JP H02306196A JP 1126652 A JP1126652 A JP 1126652A JP 12665289 A JP12665289 A JP 12665289A JP H02306196 A JPH02306196 A JP H02306196A
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- partial pressure
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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
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
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、特に、事故時の原子炉格納容
器の圧力上昇を低く押さえ、かつその不活性化にも適用
できる原子炉格納容器に関する。[Detailed Description of the Invention] [Object of the Invention] (Industrial Application Field) The present invention is directed to a reactor containment vessel, in particular, to suppress the pressure rise in the reactor containment vessel during an accident to a low level, and also to inactivate the reactor containment vessel. Regarding applicable nuclear reactor containment vessels.
(従来の技術)
一般に、沸騰水型原子炉における原子炉格納容器は、原
子炉を収納した原子炉圧力容器が設置されるドライウェ
ルとサプレッションプールを有するウェットウェルとか
ら構成されており、ドライウェルとウェットウェルとを
ベント管で接続し、ベント管の先端をサプレッションプ
ール内に解放されている。(Prior Art) In general, a reactor containment vessel in a boiling water reactor is composed of a dry well in which a reactor pressure vessel containing a nuclear reactor is installed, and a wet well having a suppression pool. and the wet well are connected with a vent pipe, and the tip of the vent pipe is released into the suppression pool.
ところで、原子炉格納容器内の気相部は事故時に発生す
ることが予想されるト12カス生成に備え、N2ガスに
より不活性化されている。また、事故時にドライウェル
の圧力が水蒸気あるいはト12ガス生成などで上昇する
と、生成された水蒸気おるいはH2カスはサプレッショ
ンプール内を通り、ウェットウェルの気相部へ扱けるよ
うになる。この際、水蒸気はサプレッションプールで凝
縮されるので、これによりドライウェルの圧力上昇は押
さえられる。Incidentally, the gas phase portion within the reactor containment vessel is inertized with N2 gas in preparation for the generation of slag that is expected to occur in the event of an accident. Furthermore, when the pressure in the dry well rises due to water vapor or H2 gas generation during an accident, the generated water vapor or H2 gas passes through the suppression pool and can be handled in the gas phase of the wet well. At this time, the water vapor is condensed in the suppression pool, thereby suppressing the pressure increase in the dry well.
(発明が解決しようとする課題)
一方、ドライウェルにはN2ガスなどの非凝縮性ガスが
封入されており、事故時に水蒸気あるいはH2ガスが発
生すると、これらのガスと一緒にN2ガスなどの非凝縮
性ガスがナプレツションプ−ル内を通ってウェットウェ
ルに流入するようになる。サプレッションプールではプ
ール水により流入された水蒸気を凝縮させるが、N2ガ
スなどの非凝縮性カスはサプレッションプールで凝縮し
ないから、サプレッションプール内を通ってウェットウ
ェルの気相部に滞溜するようになる。そうなると、ウェ
ットウェルの圧力が上り、それに伴ってドライウェルの
圧力も上昇することが予想される。(Problem to be solved by the invention) On the other hand, a dry well is filled with non-condensable gas such as N2 gas, and if water vapor or H2 gas is generated during an accident, non-condensable gas such as N2 gas will be released together with these gases. Condensable gas flows into the wet well through the absorption pool. In the suppression pool, the water vapor that flows in is condensed by the pool water, but non-condensable gas such as N2 gas does not condense in the suppression pool, so it passes through the suppression pool and accumulates in the gas phase of the wet well. . If this happens, the pressure in the wet well will rise, and it is expected that the pressure in the dry well will rise accordingly.
本発明は上記事情に鑑みてなされたもので、その目的は
、ドライウェル内の封入ガスをできるだけ少なくして、
事故時に生成される水蒸気をスクラビングにより凝縮し
、ウェットウェルの圧力を低減するように構成した原子
炉格納容器を提供することにある。The present invention has been made in view of the above circumstances, and its purpose is to reduce the amount of gas sealed in the dry well as much as possible.
An object of the present invention is to provide a reactor containment vessel configured to condense water vapor generated during an accident by scrubbing and reduce the pressure in a wet well.
[発明の構成1
(課題を解決するための手段〉
本発明は上記目的を達成するために、原子炉圧力容器を
収納するドライウェルと、サプレッションプールを有す
るウェットウェルとをベント管で接続した原子炉格納容
器において、ドライウェルに水蒸気生成器を設置するこ
とにより前記ドライウェル気相部の温度および水蒸気分
圧を前記サプレッションプールの温度および水蒸気分圧
より充分高くなるように構成したことを特徴とするもの
である。[Structure 1 of the Invention (Means for Solving the Problems)] In order to achieve the above object, the present invention provides an atomic system in which a dry well housing a reactor pressure vessel and a wet well having a suppression pool are connected by a vent pipe. In the reactor containment vessel, a water vapor generator is installed in the dry well so that the temperature and water vapor partial pressure of the dry well gas phase are sufficiently higher than the temperature and water vapor partial pressure of the suppression pool. It is something to do.
(作 用)
本発明の原子炉格納容器によると、ドライウェルの気相
部の温度および水蒸気分圧をサプレッションプールの温
度および水蒸気分圧よりも高くしているため、N2ガス
や02ガスなどの非凝縮性ガスを減らし、これにより事
故時の原子炉格納容器内の不活性化を容易とし、ざらに
水蒸気は低温のサプレッションプールでスクラビングに
より凝縮するため原子炉格納容器内の圧力上昇が低く押
さえられる。(Function) According to the reactor containment vessel of the present invention, since the temperature and water vapor partial pressure of the gas phase part of the dry well are made higher than the temperature and water vapor partial pressure of the suppression pool, N2 gas, 02 gas, etc. This reduces non-condensable gases, making it easier to deactivate the reactor containment vessel in the event of an accident, and condenses steam through scrubbing in a low-temperature suppression pool, keeping the pressure rise inside the reactor containment vessel low. It will be done.
(実施例) 本発明の実施例を図面を参照して説明する。(Example) Embodiments of the present invention will be described with reference to the drawings.
第1図は本発明の一実施例の概略断面図でおる。FIG. 1 is a schematic sectional view of one embodiment of the present invention.
図に示すように、基盤1上にペデスタル2を構築し、こ
のペデスタル2の上端部には内部に炉心(図示せず)を
収納した原子炉圧力容器3が設置されている。この原子
炉圧力容器3の周囲には放射線遮蔽壁4が設けられてい
る。また、ペデスタル2の内側と原子炉圧力容器3の下
部とでペデスタルキャビティ5が形成される。この原子
炉圧力容器3と放射線遮蔽壁4を収納するドライウェル
7とトーラス形サプレッションプール9を有するウェッ
トウェル8とから構成され、その雰囲気が外部に放散し
ないように原子炉格納容器6が設置されている。そして
、ドライウェル7とウェットウェル8とはベント管10
で連結されており、ベント管10の先端はサプレッショ
ンプール9の水中に開口している。As shown in the figure, a pedestal 2 is constructed on a base 1, and a reactor pressure vessel 3 containing a reactor core (not shown) is installed at the upper end of the pedestal 2. A radiation shielding wall 4 is provided around the reactor pressure vessel 3. Further, a pedestal cavity 5 is formed between the inside of the pedestal 2 and the lower part of the reactor pressure vessel 3. It is composed of a dry well 7 that houses the reactor pressure vessel 3 and the radiation shielding wall 4, and a wet well 8 that has a torus-shaped suppression pool 9. The reactor containment vessel 6 is installed to prevent the atmosphere from dissipating to the outside. ing. The dry well 7 and wet well 8 are connected to the vent pipe 10.
The tip of the vent pipe 10 opens into the water of the suppression pool 9.
しかして、本発明では、水蒸気生成器11をドライウェ
ル7の適当な個所、図では放射線遮蔽壁4の下部に設置
してドライウェル7の気相部の温度および水蒸気分圧を
サプレッションプール9の温度および水蒸気分圧より充
分高くなるように構成している。12に水溜りである。Therefore, in the present invention, the water vapor generator 11 is installed at an appropriate location in the dry well 7, in the figure below the radiation shielding wall 4, and the temperature and water vapor partial pressure of the gas phase of the dry well 7 are adjusted to the suppression pool 9. It is configured to be sufficiently higher than the temperature and water vapor partial pressure. There is a puddle at 12.
次に、第2図により従来例と比較して本発明のすぐれた
作用を説明する。なお、サプレッションプールの温度お
よび水蒸気分圧は両者共それぞれ40℃および0%で同
一である。Next, the superior effect of the present invention will be explained in comparison with the conventional example with reference to FIG. Note that the temperature and water vapor partial pressure of both suppression pools are the same at 40° C. and 0%, respectively.
第2図aは本発明の原子炉格納容器のドライウェル圧力
の変化を示した図であり、湿度100%。FIG. 2a is a diagram showing changes in the dry well pressure of the reactor containment vessel of the present invention, and the humidity is 100%.
約1気圧のドライウェルの気相部の温度および水蒸気分
圧をそれぞれ95°Cおよび80%(N2.02は20
%)の条件下で、事故発生後における原子炉格納容器の
ドライウェル圧力の変化を示したものである。The temperature and water vapor partial pressure of the gas phase of the dry well at approximately 1 atm were set to 95°C and 80%, respectively (N2.02 was 20%
%) shows the change in the dry well pressure of the reactor containment vessel after the accident occurred.
一方、第2図すは従来の原子炉格納容器のドライウェル
圧力の変化を示した図であり、湿度100%、約1気圧
のドライウェルの気相部の温度および水蒸気分圧をそれ
ぞれ57°Cおよび20%(N2゜02は80%)の条
件下で、事故発生後における原子炉格納容器のドライウ
ェル圧力の変化を示したものである。On the other hand, Figure 2 shows the change in dry well pressure in a conventional reactor containment vessel. This figure shows the change in the dry well pressure of the reactor containment vessel after the accident occurred under the conditions of C and 20% (N2°02 is 80%).
第2図aおよびbから分るように、本発明の方が従来例
よりは事故後におけるドライウェル圧カの上昇が緩やか
であり、ざらに5時間後のドライウェル圧力も本発明は
従来例より約1/3低いことが分った。As can be seen from Figures 2a and b, the dry well pressure of the present invention increases more slowly after the accident than the conventional example, and the dry well pressure of the present invention after 5 hours is also lower than that of the conventional example. It was found that it was about 1/3 lower than that of the previous year.
[発明の効果]
以上説明したように、本発明によると、ドライウェル内
の水蒸気分圧および温度がサプレッションプール内の水
蒸気分圧および温度よりも充分高いため、N2ガスや0
2ガスなどの非凝縮性ガスを減らし、これにより事故時
の原子炉格納容器内の不活性化を容易とし、ざらに水蒸
気は低温のサプレッションプールでスクラビングにより
i疑縮するため原子炉格納容器内の圧力上昇が低く押さ
えられるというすぐれた効果を秦する。[Effects of the Invention] As explained above, according to the present invention, the partial pressure and temperature of water vapor in the dry well are sufficiently higher than the partial pressure and temperature of water vapor in the suppression pool.
This reduces the amount of non-condensable gases such as 2 gases, which makes it easier to deactivate the reactor containment vessel in the event of an accident. It has the excellent effect of keeping the pressure rise low.
第1図は本発明の一実施例の断面図、第2図は本発明と
従来例の原子炉格納容器のドライウェルの圧力を比較し
たグラフでおる。
1・・・基盤
2・・・ペデスタル
3・・・原子炉圧力容器
4・・・放射線遮蔽壁
5・・・ペデスタルキャビティ
6・・・原子炉格納容器
7・・・ドライウェル
8・・・ウェットウェル8
9・・・ナプレッションプール
10・・・ベント管
11・・・水蒸気生成器
12・・・水溜り
(8733)代理人 弁理士 猪 股 祥 晃(ばか
1名)
第1図
(a)
(b)
第2図FIG. 1 is a cross-sectional view of an embodiment of the present invention, and FIG. 2 is a graph comparing the pressure of the dry well of the reactor containment vessel of the present invention and a conventional example. 1... Base 2... Pedestal 3... Reactor pressure vessel 4... Radiation shielding wall 5... Pedestal cavity 6... Reactor containment vessel 7... Dry well 8... Wet Well 8 9...Napletion pool 10...Vent pipe 11...Steam generator 12...Water pool (8733) Agent Patent attorney Yoshiaki Inomata (Idiot)
1 person) Figure 1 (a) (b) Figure 2
Claims (1)
レッションプールを有するウェットウェルとをベント管
で接続した原子炉格納容器において、前記ドライウェル
気相部の温度および水蒸気分圧を前記サプレッションプ
ールの温度および水蒸気分圧より充分高くなるように水
蒸気生成器を設置したことを特徴とする原子炉格納容器
。(1) In a reactor containment vessel in which a dry well housing a reactor pressure vessel and a wet well having a suppression pool are connected by a vent pipe, the temperature and water vapor partial pressure of the dry well gas phase are controlled by the temperature and water vapor partial pressure of the suppression pool. A nuclear reactor containment vessel characterized in that a steam generator is installed so that the temperature and partial pressure of steam are sufficiently higher than that of the reactor containment vessel.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1126652A JPH02306196A (en) | 1989-05-22 | 1989-05-22 | Reactor container vessel |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1126652A JPH02306196A (en) | 1989-05-22 | 1989-05-22 | Reactor container vessel |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02306196A true JPH02306196A (en) | 1990-12-19 |
Family
ID=14940515
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1126652A Pending JPH02306196A (en) | 1989-05-22 | 1989-05-22 | Reactor container vessel |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH02306196A (en) |
-
1989
- 1989-05-22 JP JP1126652A patent/JPH02306196A/en active Pending
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