JPH04188094A - 原子炉格納容器冷却装置 - Google Patents
原子炉格納容器冷却装置Info
- Publication number
- JPH04188094A JPH04188094A JP2316081A JP31608190A JPH04188094A JP H04188094 A JPH04188094 A JP H04188094A JP 2316081 A JP2316081 A JP 2316081A JP 31608190 A JP31608190 A JP 31608190A JP H04188094 A JPH04188094 A JP H04188094A
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- Japan
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- steam
- pool
- cooling water
- reactor
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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
(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】
［発明の目的コ
（産業上の利用分野）
本発明は原子炉に接続されている蒸気配管の破断時にお
いて、原子炉格納容器内に放出される蒸気を凝縮させ、
原子炉格納容器の温度を低下させる原子炉格納容器冷却
装置に関する。
いて、原子炉格納容器内に放出される蒸気を凝縮させ、
原子炉格納容器の温度を低下させる原子炉格納容器冷却
装置に関する。
（従来の技術）
第３図は原子炉格納容器に従来の原子炉格納容器冷却装
置を組み込んだ例の配管流路系統図である。この図にお
いて、原子炉格納容器１の内部には原子炉圧力容器２が
収納され、原子炉格納容器１内のドライウェル３はベン
ト管４によって原子炉格納容器１下部のサプレッション
プール５に連通されている。一方、前記サプレッション
プール５には残留熱除去系ポンプ６の吸引口６ａが配設
され残留熱除去系吸込配管７によって前記残留熱除去装
置に接続されている。また、前記残留熱除去系ポンプ６
の吐出口は残留熱除去系吐出配管８゜残留熱除去系熱交
換器９、格納容器スプレィ配管１０を経由して原子炉格
納容器１内に配設された格納容器スプレィ装置１１に連
通されている。
置を組み込んだ例の配管流路系統図である。この図にお
いて、原子炉格納容器１の内部には原子炉圧力容器２が
収納され、原子炉格納容器１内のドライウェル３はベン
ト管４によって原子炉格納容器１下部のサプレッション
プール５に連通されている。一方、前記サプレッション
プール５には残留熱除去系ポンプ６の吸引口６ａが配設
され残留熱除去系吸込配管７によって前記残留熱除去装
置に接続されている。また、前記残留熱除去系ポンプ６
の吐出口は残留熱除去系吐出配管８゜残留熱除去系熱交
換器９、格納容器スプレィ配管１０を経由して原子炉格
納容器１内に配設された格納容器スプレィ装置１１に連
通されている。
以下、原子炉圧力容器２に接続さ汎た蒸気配管（図示し
ない）の破断時の原子炉格納容器１内の冷却につき説明
する。前記破断により原子炉格納容器１内に蒸気が噴出
し、原子炉格納容器１内は加熱昇温される。蒸気配管の
破断を検知して残留熱除去系ポンプ６が起動され、前記
噴出した蒸気により高温になったサプレッションプール
５内の水は残留熱除去系吸込配管７を介して吸い込まれ
、残留熱除去系吐出配管８がら残留熱除去系熱交換器９
に送られる。前記の高温の水はこの残留熱除去系熱交換
器９において除熱され、所要の低温となって格納容器ス
プレィ配管工ｏを経由して格納容器スプレィ装置１１が
ら噴出される。このスプレィされた水により前記蒸気配
管がら噴出した蒸気は凝縮され１ｇ子炉格納容器ｌ内は
冷却、降温されることとなる。
ない）の破断時の原子炉格納容器１内の冷却につき説明
する。前記破断により原子炉格納容器１内に蒸気が噴出
し、原子炉格納容器１内は加熱昇温される。蒸気配管の
破断を検知して残留熱除去系ポンプ６が起動され、前記
噴出した蒸気により高温になったサプレッションプール
５内の水は残留熱除去系吸込配管７を介して吸い込まれ
、残留熱除去系吐出配管８がら残留熱除去系熱交換器９
に送られる。前記の高温の水はこの残留熱除去系熱交換
器９において除熱され、所要の低温となって格納容器ス
プレィ配管工ｏを経由して格納容器スプレィ装置１１が
ら噴出される。このスプレィされた水により前記蒸気配
管がら噴出した蒸気は凝縮され１ｇ子炉格納容器ｌ内は
冷却、降温されることとなる。
（発明が解決しようとする課題）
現在、原子力発電所においてはポンプ等の動的機器をで
きるだけ削減し、単純な構造で信頼性のある機器で代替
させることが要望されている。そこで、原子炉格納容器
冷却装置にあってはポンプを排除して自然循環により長
時間の除熱・冷却が可能なものとすることが考えられて
いる。
きるだけ削減し、単純な構造で信頼性のある機器で代替
させることが要望されている。そこで、原子炉格納容器
冷却装置にあってはポンプを排除して自然循環により長
時間の除熱・冷却が可能なものとすることが考えられて
いる。
本発明は上記の事情に基づきなされたもので、ポンプ等
の動的機器を用いることなく、高い凝縮性能を有し、し
かも保守性に優れた原子炉格納容器冷却装置を提供する
ことを目的としている。
の動的機器を用いることなく、高い凝縮性能を有し、し
かも保守性に優れた原子炉格納容器冷却装置を提供する
ことを目的としている。
［発明の構成］
（課題を解決するための手段）
本発明の原子炉格納容器冷却装置は、原子炉格納容器内
上部に設けられた原子炉圧力容器と同心の環状の冷却水
プールと、この冷却水プール底面に上部管板を気密且つ
着脱自在に取り付けられ軸線を鉛直にした多数の単位管
からなる管束を有し、前記管束を前記原子炉圧力容器軸
方向中間部を同心的に包囲する重力落下式炉心冷却系プ
ール内に垂下させた伝熱管と、前記冷却水プール底面に
設けられ前記伝熱管の上方領域を区画する円筒状の隔壁
と、前記冷却水プール内の前記隔壁外に一端を開口させ
前記管束中心を通り前記管束下部に各単位管に連通して
設けられた水室に連通された冷却水配管と、前記重力落
下式炉心冷却系プール底面に開口し前記原子炉圧力容器
に連通ずる凝縮水ドレン配管とを有することを特徴とす
る。
上部に設けられた原子炉圧力容器と同心の環状の冷却水
プールと、この冷却水プール底面に上部管板を気密且つ
着脱自在に取り付けられ軸線を鉛直にした多数の単位管
からなる管束を有し、前記管束を前記原子炉圧力容器軸
方向中間部を同心的に包囲する重力落下式炉心冷却系プ
ール内に垂下させた伝熱管と、前記冷却水プール底面に
設けられ前記伝熱管の上方領域を区画する円筒状の隔壁
と、前記冷却水プール内の前記隔壁外に一端を開口させ
前記管束中心を通り前記管束下部に各単位管に連通して
設けられた水室に連通された冷却水配管と、前記重力落
下式炉心冷却系プール底面に開口し前記原子炉圧力容器
に連通ずる凝縮水ドレン配管とを有することを特徴とす
る。
（作用）
上記構成の本発明原子炉格納容器冷却装置においては、
原子炉圧力容器に接続された蒸気配管に破断を生じ原子
炉格納容器内に蒸気が放出されると、前記放出された蒸
気は原子炉格納容器内の重力落下式炉心冷却系プールに
流入し、ここで伝熱管によって冷却、凝結され、凝縮水
ドレン管を経由して原子炉圧力容器に還流する。伝熱管
に冷却水配管を介して冷却水プールから供給された冷却
水は、前記蒸気の冷却、凝縮により加熱、昇温され、沸
騰して蒸気となり、上部伝熱管管板の各単位管開口から
冷却水プール中に放出される。而して、前記蒸気は冷却
水プール内を上昇中に一部凝縮、復水され、未凝縮蒸気
はベント管から原子炉格納容器外に放出される。
原子炉圧力容器に接続された蒸気配管に破断を生じ原子
炉格納容器内に蒸気が放出されると、前記放出された蒸
気は原子炉格納容器内の重力落下式炉心冷却系プールに
流入し、ここで伝熱管によって冷却、凝結され、凝縮水
ドレン管を経由して原子炉圧力容器に還流する。伝熱管
に冷却水配管を介して冷却水プールから供給された冷却
水は、前記蒸気の冷却、凝縮により加熱、昇温され、沸
騰して蒸気となり、上部伝熱管管板の各単位管開口から
冷却水プール中に放出される。而して、前記蒸気は冷却
水プール内を上昇中に一部凝縮、復水され、未凝縮蒸気
はベント管から原子炉格納容器外に放出される。
上記のようにして蒸気配管破断により原子炉格納容器内
に放出された蒸気は凝縮復水され、原子炉格納容器内は
冷却される。
に放出された蒸気は凝縮復水され、原子炉格納容器内は
冷却される。
（実施例）
第３図と同一部分には同一符号を付した第１図は本発明
一実施例の全体構成を示す縦断面図、第２図はその要部
の拡大縦断面図である。第１図において、原子炉格納容
器１内には原子炉圧力容器２の軸方向中央部を同心的に
包囲する環状の重力落下式炉心冷却系Ｃ以下ＧＤＣＳと
略す）プール１２が設けられ、前記原子炉圧力容器２の
下部を同心的に包囲して同じく環状のサプレッションプ
ール１３が設けられている。また、前記ＧＤＣＳプール
１２内には第２図につき後記説明する伝熱管１４が浸漬
設置され、原子炉圧力容器２上方位置には原子炉圧力容
器２と同心の環状の冷却水プール１５が設けられている
。
一実施例の全体構成を示す縦断面図、第２図はその要部
の拡大縦断面図である。第１図において、原子炉格納容
器１内には原子炉圧力容器２の軸方向中央部を同心的に
包囲する環状の重力落下式炉心冷却系Ｃ以下ＧＤＣＳと
略す）プール１２が設けられ、前記原子炉圧力容器２の
下部を同心的に包囲して同じく環状のサプレッションプ
ール１３が設けられている。また、前記ＧＤＣＳプール
１２内には第２図につき後記説明する伝熱管１４が浸漬
設置され、原子炉圧力容器２上方位置には原子炉圧力容
器２と同心の環状の冷却水プール１５が設けられている
。
以下、第２図につき伝熱管１４の詳細を説明する。伝熱
管１４は多数の単位管よりなる管束１４ａと、この管束
１４ａの上端に取り付けられ冷却水プール１５底面の凹
陥部１５ａに係合固着される伝熱管管板１６と、前記冷
却水プール１５底面に立設され前記伝熱管１４の上方の
領域を包囲する円筒状の隔壁１７とを具え、前記凹陥部
１５ａ底面と前記伝熱管管板１６との間には二重金属○
リング１６ａが介挿されている。
管１４は多数の単位管よりなる管束１４ａと、この管束
１４ａの上端に取り付けられ冷却水プール１５底面の凹
陥部１５ａに係合固着される伝熱管管板１６と、前記冷
却水プール１５底面に立設され前記伝熱管１４の上方の
領域を包囲する円筒状の隔壁１７とを具え、前記凹陥部
１５ａ底面と前記伝熱管管板１６との間には二重金属○
リング１６ａが介挿されている。
前記管束１４ａの中心部には前記隔壁１７内の空間にお
いて屈曲し、一端を隔壁１７外に突出させ突出端に弁１
９ａを有する逆り字状の冷却水配管１９が前記管板１６
を貫通して設けられている。
いて屈曲し、一端を隔壁１７外に突出させ突出端に弁１
９ａを有する逆り字状の冷却水配管１９が前記管板１６
を貫通して設けられている。
さらに、前記管束１４ａおよび冷却水配管１９の下端に
はそれ等と連通ずる水室２１が設けられており、ＧＤＣ
Ｓプール１２の底面には前記水室２１の底部に緊密に係
合する円筒状の振れ止め装［２０が設けられている。こ
の図中２２は着脱自在の水室底抜を示し、２３は凝縮水
を原子炉圧力容器２に還流させるドレン配管を示してい
る。なお、第１図において伝熱管１４の中で第１図に現
れた第２図と同一部分には同一符号が付されている。ま
た、第１図において１８は冷却水プール１５と原子炉格
納容器１外とを連通させるベント管を示している。
はそれ等と連通ずる水室２１が設けられており、ＧＤＣ
Ｓプール１２の底面には前記水室２１の底部に緊密に係
合する円筒状の振れ止め装［２０が設けられている。こ
の図中２２は着脱自在の水室底抜を示し、２３は凝縮水
を原子炉圧力容器２に還流させるドレン配管を示してい
る。なお、第１図において伝熱管１４の中で第１図に現
れた第２図と同一部分には同一符号が付されている。ま
た、第１図において１８は冷却水プール１５と原子炉格
納容器１外とを連通させるベント管を示している。
原子炉圧力容器２に接続された蒸気配管に破断が生じた
場合の原子炉格納容器１の冷却は次のようにしてなされ
る。前記蒸気配管の破断により原子炉格納容器内に蒸気
が放出され、原子炉圧力容器２内は減圧される。この減
圧により、ＧＤＣＳプール１２内の水が原子炉圧力容器
２内に注入され、炉心の冷却が行われる。一方、前記放
出された蒸気は原子炉格納容器１内のＧＤＣＳプール１
２に流入し、ここで伝熱管１４によって冷却、凝結され
、凝縮水ドレン管２３を経由して原子炉圧力容器２に還
流する。伝熱管１４に冷却水配管１９を介して冷却水プ
ール１５から供給された冷却水は、前記蒸気の冷却、凝
縮により加熱、昇温され、沸騰して上部伝熱管管板１６
の各単位管開口から冷却水プール１５中に放出される。
場合の原子炉格納容器１の冷却は次のようにしてなされ
る。前記蒸気配管の破断により原子炉格納容器内に蒸気
が放出され、原子炉圧力容器２内は減圧される。この減
圧により、ＧＤＣＳプール１２内の水が原子炉圧力容器
２内に注入され、炉心の冷却が行われる。一方、前記放
出された蒸気は原子炉格納容器１内のＧＤＣＳプール１
２に流入し、ここで伝熱管１４によって冷却、凝結され
、凝縮水ドレン管２３を経由して原子炉圧力容器２に還
流する。伝熱管１４に冷却水配管１９を介して冷却水プ
ール１５から供給された冷却水は、前記蒸気の冷却、凝
縮により加熱、昇温され、沸騰して上部伝熱管管板１６
の各単位管開口から冷却水プール１５中に放出される。
而して、前記蒸気は冷却水プール１５内を上昇中に一部
凝縮、復水され、未凝縮蒸気はベント管１８から原子炉
格納容器１外に放出される。
凝縮、復水され、未凝縮蒸気はベント管１８から原子炉
格納容器１外に放出される。
上記のようにして蒸気配管破断により原子炉格納容器内
に放出された蒸気は凝縮復水され、原子炉格納容器内は
冷却される。
に放出された蒸気は凝縮復水され、原子炉格納容器内は
冷却される。
前記隔壁１７は管束１４ａ上方領域の水とそれ以外の水
とが混合することを防止している。そのため、伝熱管１
４の管束１４ａにおいて発生した蒸気によって加熱昇温
された水が他の領域の水の温度におよぼす影響は最小限
とされている。而して、冷却水配管１９は冷却水プール
１５の隔壁１７外の領域に開口されているため、上記の
冷却に際して冷却水配管１９には前記隔壁１７外の領域
の低温の冷却水を取り入れることができ、良好な冷却を
行うことができる。
とが混合することを防止している。そのため、伝熱管１
４の管束１４ａにおいて発生した蒸気によって加熱昇温
された水が他の領域の水の温度におよぼす影響は最小限
とされている。而して、冷却水配管１９は冷却水プール
１５の隔壁１７外の領域に開口されているため、上記の
冷却に際して冷却水配管１９には前記隔壁１７外の領域
の低温の冷却水を取り入れることができ、良好な冷却を
行うことができる。
以上の経過は冷却水プール１５内の冷却水が重力により
冷却水配管工９を流下し、単位管内を上昇中に沸騰して
冷却水プール１５内に蒸気として放出されると云う自然
循環により継続され、ポンプ等の動的機器の使用を排除
することができる。
冷却水配管工９を流下し、単位管内を上昇中に沸騰して
冷却水プール１５内に蒸気として放出されると云う自然
循環により継続され、ポンプ等の動的機器の使用を排除
することができる。
なお、前記伝熱管１４は冷却水プール１５の底面に上端
を着脱自在に固定しており、前記放出された蒸気の流入
時における熱膨張を吸収し得る構造とされている。さら
に、伝熱管１４は冷却水プール１５の底面に着脱自在に
取り付けられており、冷却水プールから容易に取出すこ
とができるから定検時の保守点検が容易である。
を着脱自在に固定しており、前記放出された蒸気の流入
時における熱膨張を吸収し得る構造とされている。さら
に、伝熱管１４は冷却水プール１５の底面に着脱自在に
取り付けられており、冷却水プールから容易に取出すこ
とができるから定検時の保守点検が容易である。
また、上記構成の本発明原子炉格納容器冷却装置におい
ては、格納容器内に放出された蒸気を凝縮させて復水に
する伝熱管１４の管束１４ａはその軸線を鉛直位として
いるので、各単位管表面に凝縮付着した凝縮水が自重に
より下降し、動的機器を使用することなく排出される。
ては、格納容器内に放出された蒸気を凝縮させて復水に
する伝熱管１４の管束１４ａはその軸線を鉛直位として
いるので、各単位管表面に凝縮付着した凝縮水が自重に
より下降し、動的機器を使用することなく排出される。
また、前記のように鉛直位としであるため、各単位管表
面の凝縮水液膜を薄くすることができ、凝縮性能を高め
ることができる。
面の凝縮水液膜を薄くすることができ、凝縮性能を高め
ることができる。
さらに、前記の凝縮に関与した冷却水プールの水は伝熱
管１４の単位管内で沸騰して上昇するが、管束１４ａが
鉛直位に設けられておリルかも管束１４ａ上方に流れを
妨げる構造物がないので、前記上昇流は周囲の水との密
度差により高い流速で上昇し、良好な冷却作用を得るこ
とができる。
管１４の単位管内で沸騰して上昇するが、管束１４ａが
鉛直位に設けられておリルかも管束１４ａ上方に流れを
妨げる構造物がないので、前記上昇流は周囲の水との密
度差により高い流速で上昇し、良好な冷却作用を得るこ
とができる。
［発明の効果コ
上記から明らかなように本発明の原子炉格納容器冷却装
置においては、冷却水プール内の冷却水が重力により冷
却水配管を流下し、単位管内を上昇中に沸騰して冷却水
プール内に蒸気として放出されると云う自然循環により
、原子炉格納容器内に噴出した蒸気の凝縮、原子炉格納
容器内の冷却が継続され、ポンプ等の動的機器の使用を
排除することができるので、信頼性の高いものとするこ
とができる。
置においては、冷却水プール内の冷却水が重力により冷
却水配管を流下し、単位管内を上昇中に沸騰して冷却水
プール内に蒸気として放出されると云う自然循環により
、原子炉格納容器内に噴出した蒸気の凝縮、原子炉格納
容器内の冷却が継続され、ポンプ等の動的機器の使用を
排除することができるので、信頼性の高いものとするこ
とができる。
第１図は本発明一実施例の全体構成を示す縦断面図、第
２図はその要部の拡大縦断面図、第３図は原子炉格納容
器に従来の原子炉格納容器冷却装置を組み込んだ例の配
管流路系統図である。 １ ・・・原子炉格納容器 ２−・・原子炉圧力容器３
・・・・トライウェル １２・・・・・・重力落下式炉
心冷却系プール １３・・・・・・サプレッションプー
ル１４・・・・伝熱管 １５・・・・・・冷却水プール
１７・・・・・隔壁 １８・・・・・ベント管 １９
・ 冷却水配管２０・・・振れ止め装置 ２３・・・・
凝縮水トレン配管
２図はその要部の拡大縦断面図、第３図は原子炉格納容
器に従来の原子炉格納容器冷却装置を組み込んだ例の配
管流路系統図である。 １ ・・・原子炉格納容器 ２−・・原子炉圧力容器３
・・・・トライウェル １２・・・・・・重力落下式炉
心冷却系プール １３・・・・・・サプレッションプー
ル１４・・・・伝熱管 １５・・・・・・冷却水プール
１７・・・・・隔壁 １８・・・・・ベント管 １９
・ 冷却水配管２０・・・振れ止め装置 ２３・・・・
凝縮水トレン配管
Claims (1)
- 原子炉格納容器内上部に設けられた原子炉圧力容器と同
心の環状の冷却水プールと、この冷却水プール底面に上
部管板を気密且つ着脱自在に取り付けられ軸線を鉛直に
した多数の単位管からなる管束を有し、前記管束を前記
原子炉圧力容器軸方向中間部を同心的に包囲する重力落
下式炉心冷却系プール内に垂下させた伝熱管と、前記冷
却水プール底面に設けられ前記伝熱管の上方領域を区画
する円筒状の隔壁と、前記冷却水プール内の前記隔壁外
に一端を開口させ前記管束中心を通り前記管束下部に各
単位管に連通して設けられた水室に連通された冷却水配
管と、前記重力落下式炉心冷却系プール底面に開口し前
記原子炉圧力容器に連通する凝縮水ドレン配管とを有す
ることを特徴とする原子炉格納容器冷却装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2316081A JPH04188094A (ja) | 1990-11-22 | 1990-11-22 | 原子炉格納容器冷却装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2316081A JPH04188094A (ja) | 1990-11-22 | 1990-11-22 | 原子炉格納容器冷却装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04188094A true JPH04188094A (ja) | 1992-07-06 |
Family
ID=18073043
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2316081A Pending JPH04188094A (ja) | 1990-11-22 | 1990-11-22 | 原子炉格納容器冷却装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH04188094A (ja) |
-
1990
- 1990-11-22 JP JP2316081A patent/JPH04188094A/ja active Pending
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