JPH04351996A - 原子炉格納容器 - Google Patents
原子炉格納容器Info
- Publication number
- JPH04351996A JPH04351996A JP3127126A JP12712691A JPH04351996A JP H04351996 A JPH04351996 A JP H04351996A JP 3127126 A JP3127126 A JP 3127126A JP 12712691 A JP12712691 A JP 12712691A JP H04351996 A JPH04351996 A JP H04351996A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- water
- container
- dry well
- cooling water
- reactor
- 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
Links
Classifications
-
- 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
［発明の目的］
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は原子炉格納容器、特に別
置きの非常用水源を有する非常用注水系を具えた原子炉
格納容器に関する。
置きの非常用水源を有する非常用注水系を具えた原子炉
格納容器に関する。
【０００２】
【従来の技術】図４は沸騰水型原子炉の概略構成を示す
模式的縦断面図である。この図において、原子炉格納容
器（以下ＰＣＶと呼ぶ）１内には炉心２を収容した原子
炉圧力容器（以下ＲＰＶと呼ぶ）３が配置されている。 ＰＣＶ１は上部ドライウェル（以下Ｕ／ Ｄと呼ぶ）４
と下部ドライウェル（以下Ｌ／ Ｄと呼ぶ）５とを具え
、これ等のドライウェル内でＲＰＶ３に接続する配管６
が破断した場合に、ＰＣＶ１内の圧力を低減させる圧力
抑制室（以下Ｓ／ Ｐと呼ぶ）８を有する。このＳ／
Ｐ８は冷却水７を貯蔵し、気相域をベント管９によって
ドライウェル内と連通されている。
模式的縦断面図である。この図において、原子炉格納容
器（以下ＰＣＶと呼ぶ）１内には炉心２を収容した原子
炉圧力容器（以下ＲＰＶと呼ぶ）３が配置されている。 ＰＣＶ１は上部ドライウェル（以下Ｕ／ Ｄと呼ぶ）４
と下部ドライウェル（以下Ｌ／ Ｄと呼ぶ）５とを具え
、これ等のドライウェル内でＲＰＶ３に接続する配管６
が破断した場合に、ＰＣＶ１内の圧力を低減させる圧力
抑制室（以下Ｓ／ Ｐと呼ぶ）８を有する。このＳ／
Ｐ８は冷却水７を貯蔵し、気相域をベント管９によって
ドライウェル内と連通されている。
【０００３】また、前記ドライウェル内でＲＰＶ３に接
続した配管６の破断事故時には、ＲＰＶ３から炉心２の
冷却材が溢水し、そのままにしておけば炉心２が過熱す
ることとなる。この過熱を防止するため、ＰＣＶ１には
ＲＰＶ３内に冷却用の多量の水を注入する注水系１０お
よびその非常用水源１１が設けられている。
続した配管６の破断事故時には、ＲＰＶ３から炉心２の
冷却材が溢水し、そのままにしておけば炉心２が過熱す
ることとなる。この過熱を防止するため、ＰＣＶ１には
ＲＰＶ３内に冷却用の多量の水を注入する注水系１０お
よびその非常用水源１１が設けられている。
【０００４】上記構成の沸騰水型原子炉において、配管
６の破断が生じて非常用の注水系１０からＲＰＶ３に注
水がなされた場合、冷却水の一部は図示１４のように配
管６の破断箇所からＰＣＶ１内に流出し、ダイヤフラム
フアロア（以下Ｄ／ Ｆと呼ぶ）１５上部を経由してＬ
／ Ｄ５に流入し、ここに貯溜される（図中冷却水１２
として示す）。また、ベント管９の開口からベント管９
内に入りＳ／ Ｐ８へも流入する（図中冷却水１３とし
て示す）。
６の破断が生じて非常用の注水系１０からＲＰＶ３に注
水がなされた場合、冷却水の一部は図示１４のように配
管６の破断箇所からＰＣＶ１内に流出し、ダイヤフラム
フアロア（以下Ｄ／ Ｆと呼ぶ）１５上部を経由してＬ
／ Ｄ５に流入し、ここに貯溜される（図中冷却水１２
として示す）。また、ベント管９の開口からベント管９
内に入りＳ／ Ｐ８へも流入する（図中冷却水１３とし
て示す）。
【０００５】また、事故後長期にわたって炉心２の崩壊
熱除去のため炉心２を冠水させなければならないが、非
常用水源１１はＲＰＶ３内に注入し炉心２を冠水させる
に必要な水量のみでなく、Ｌ／ Ｄ５内およびＳ／ Ｐ
８内に流入貯溜される冷却水１２、１３を賄えるだけの
大量の水を蓄え得るものとしなければならない。
熱除去のため炉心２を冠水させなければならないが、非
常用水源１１はＲＰＶ３内に注入し炉心２を冠水させる
に必要な水量のみでなく、Ｌ／ Ｄ５内およびＳ／ Ｐ
８内に流入貯溜される冷却水１２、１３を賄えるだけの
大量の水を蓄え得るものとしなければならない。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】上記のように従来の沸
騰水型原子炉においては、非常用の注水系１０の非常用
水源１１はＲＰＶ３内に注入され炉心２内に注入される
水のみでなく、Ｌ／ Ｄ５、Ｓ／ Ｐ８内に流入貯溜さ
れ炉心２の冷却、冠水に全く関与しない水まで蓄える大
容量のものとする必要があった。このように大容量の非
常用水源１１をＰＣＶ１に設けることは、単にＰＣＶ１
の設計上の制限となるだけでなく、ＰＣＶ１のトップヘ
ビイ状態を招きＰＣＶ１の脚部に大きな地震負担をおよ
ぼし、地震時のプラント建屋の安定性をも損ねるおそれ
があった。
騰水型原子炉においては、非常用の注水系１０の非常用
水源１１はＲＰＶ３内に注入され炉心２内に注入される
水のみでなく、Ｌ／ Ｄ５、Ｓ／ Ｐ８内に流入貯溜さ
れ炉心２の冷却、冠水に全く関与しない水まで蓄える大
容量のものとする必要があった。このように大容量の非
常用水源１１をＰＣＶ１に設けることは、単にＰＣＶ１
の設計上の制限となるだけでなく、ＰＣＶ１のトップヘ
ビイ状態を招きＰＣＶ１の脚部に大きな地震負担をおよ
ぼし、地震時のプラント建屋の安定性をも損ねるおそれ
があった。
【０００７】本発明は上記の事情に基づきなされたもの
で、事故時に炉心の冷却、冠水のためＲＰＶに注入され
た冷却水のＳ／ Ｐへの流入を抑止し、非常用水源の容
量を削減することができるＰＣＶを提供することを目的
としている。 ［発明の構成］
で、事故時に炉心の冷却、冠水のためＲＰＶに注入され
た冷却水のＳ／ Ｐへの流入を抑止し、非常用水源の容
量を削減することができるＰＣＶを提供することを目的
としている。 ［発明の構成］
【０００８】
【課題を解決するための手段】本発明の原子炉格納容器
は、上部ドライウェルと、下部ドライウェルと、前記上
部ドライウェルの気相域にベント管を介して連通する圧
力抑制室と、別置きの非常用水源を具え、炉心を収容し
た原子炉圧力容器を包囲するものにおいて、前記ベント
管には事故時に前記原子炉圧力容器から前記上部ドライ
ウェルに流出した冷却水の流入を防止する手段を設けた
ことを特徴とする。
は、上部ドライウェルと、下部ドライウェルと、前記上
部ドライウェルの気相域にベント管を介して連通する圧
力抑制室と、別置きの非常用水源を具え、炉心を収容し
た原子炉圧力容器を包囲するものにおいて、前記ベント
管には事故時に前記原子炉圧力容器から前記上部ドライ
ウェルに流出した冷却水の流入を防止する手段を設けた
ことを特徴とする。
【０００９】
【作用】上記構成の本発明の原子炉格納容器においては
、ベント管の上端には冷却水の流入を防止する手段が設
けられているため、配管の破断箇所から溢流した冷却水
は圧力抑制室内に流れ込むことはなく、前記別置きの非
常用水源に従来のように圧力抑制室内に流入、貯溜され
る水量を蓄えておく必要はなく、非常用水源の容量を削
減することができる。これにより、従来の大容量の非常
用水源によって生じる諸問題を解決することができる。
、ベント管の上端には冷却水の流入を防止する手段が設
けられているため、配管の破断箇所から溢流した冷却水
は圧力抑制室内に流れ込むことはなく、前記別置きの非
常用水源に従来のように圧力抑制室内に流入、貯溜され
る水量を蓄えておく必要はなく、非常用水源の容量を削
減することができる。これにより、従来の大容量の非常
用水源によって生じる諸問題を解決することができる。
【００１０】
【実施例】図４と同一部分には同一符号を付した図１は
、本発明の第１の実施例の要部の模式的縦断面図である
。この図において、ベント管９の上端部がＳ／Ｐ８の上
面壁すなわちＤ／Ｆ１５から突出されている。また、Ｒ
ＰＶ３には前記Ｌ／ Ｄ５内と連通史Ｌ／ Ｄ５内の端
部に弁１８を有するＲＰＶ−Ｌ／ Ｄ連通配管１６が設
けられている。
、本発明の第１の実施例の要部の模式的縦断面図である
。この図において、ベント管９の上端部がＳ／Ｐ８の上
面壁すなわちＤ／Ｆ１５から突出されている。また、Ｒ
ＰＶ３には前記Ｌ／ Ｄ５内と連通史Ｌ／ Ｄ５内の端
部に弁１８を有するＲＰＶ−Ｌ／ Ｄ連通配管１６が設
けられている。
【００１１】上記のようにベント管９の上端がＤ／Ｆ１
５上面から突出しているため、配管６の破断箇所から溢
流した冷却水１４はＳ／ Ｐ８内に流れ込むことはなく
、非常用水源１１に図４におけるＳ／ Ｐ８内の冷却水
１３に相当する水量を蓄えておく必要はなく、非常用水
源１１の容量を削減することができる。
５上面から突出しているため、配管６の破断箇所から溢
流した冷却水１４はＳ／ Ｐ８内に流れ込むことはなく
、非常用水源１１に図４におけるＳ／ Ｐ８内の冷却水
１３に相当する水量を蓄えておく必要はなく、非常用水
源１１の容量を削減することができる。
【００１２】これにより、従来の大容量の非常用水源１
１によって生じる諸問題を解決することができる。また
、Ｌ／ Ｄ５内に流入、貯溜された冷却水１２は、事故
信号により開放された弁１８、ＲＰＶ−Ｌ／ Ｄ連通配
管１６を介してＲＰＶ６内に流入して、ＲＰＶ３内とＬ
／ Ｄ５内の水位を均衡させ炉心２の冠水に寄与する。
１によって生じる諸問題を解決することができる。また
、Ｌ／ Ｄ５内に流入、貯溜された冷却水１２は、事故
信号により開放された弁１８、ＲＰＶ−Ｌ／ Ｄ連通配
管１６を介してＲＰＶ６内に流入して、ＲＰＶ３内とＬ
／ Ｄ５内の水位を均衡させ炉心２の冠水に寄与する。
【００１３】図１、図４と同一部分には同一符号を付し
た図２は、本発明の第２の実施例の要部の模式的縦断面
図である。この図において、ベント管９はＳ／Ｐ８の側
面壁に開口されている。このため、Ｄ／Ｆ１５上面に流
下した冷却水１４はベント管９内に流入することはなく
、上記第１の実施例と同様の効果が得られる。
た図２は、本発明の第２の実施例の要部の模式的縦断面
図である。この図において、ベント管９はＳ／Ｐ８の側
面壁に開口されている。このため、Ｄ／Ｆ１５上面に流
下した冷却水１４はベント管９内に流入することはなく
、上記第１の実施例と同様の効果が得られる。
【００１４】前記各図と同一部分には同一符号を付した
図３は、本発明の第３の実施例の要部の模式的縦断面図
である。この図において、ベント管９は図４に示した従
来のベント管と同様にＤ／Ｆ１５に開口され、その開口
周囲には円筒状の堰１７が設けられている。上記堰１７
はＤ／Ｆ１５に流下した冷却水のベント管９への流入を
防止するので、この実施例においても前記実施例と同様
の効果が得られる。
図３は、本発明の第３の実施例の要部の模式的縦断面図
である。この図において、ベント管９は図４に示した従
来のベント管と同様にＤ／Ｆ１５に開口され、その開口
周囲には円筒状の堰１７が設けられている。上記堰１７
はＤ／Ｆ１５に流下した冷却水のベント管９への流入を
防止するので、この実施例においても前記実施例と同様
の効果が得られる。
【００１５】なお、本発明は上記各実施例のみに限定さ
れない。例えば、ＲＰＶ−Ｌ／ Ｄ連通配管１６の設置
を省略してもよい。また、ＰＣＶの形状、構造も例示の
ものに限定されない。
れない。例えば、ＲＰＶ−Ｌ／ Ｄ連通配管１６の設置
を省略してもよい。また、ＰＣＶの形状、構造も例示の
ものに限定されない。
【００１６】
【発明の効果】上記から明らかなように本発明の原子炉
格納容器においては、配管破断事故時に原子炉圧力容器
内に非常用冷却水が注入された場合において、配管破断
箇所から原子炉格納容器内に流出した冷却水は圧力抑制
室に流入することはないから、非常用水源は炉心の冷却
、冠水に寄与する分の水量のみを蓄えるだけの容量でよ
い。従って、非常用水源の重量を減じることができ原子
炉格納容器のトップヘビーの状態を生じることはないか
ら、地震時の原子炉格納容器脚部の過大な負荷を避ける
ことができる。また、原子力プラント建屋の安定性を向
上させることも可能である。
格納容器においては、配管破断事故時に原子炉圧力容器
内に非常用冷却水が注入された場合において、配管破断
箇所から原子炉格納容器内に流出した冷却水は圧力抑制
室に流入することはないから、非常用水源は炉心の冷却
、冠水に寄与する分の水量のみを蓄えるだけの容量でよ
い。従って、非常用水源の重量を減じることができ原子
炉格納容器のトップヘビーの状態を生じることはないか
ら、地震時の原子炉格納容器脚部の過大な負荷を避ける
ことができる。また、原子力プラント建屋の安定性を向
上させることも可能である。
【図１】本発明の第１の実施例の要部の模式的縦断面図
。
。
【図２】本発明の第２の実施例の要部の模式的縦断面図
。
。
【図３】本発明の第３の実施例の要部の模式的縦断面図
。
。
【図４】沸騰水型原子炉の概略構成を示す模式的縦断面
図。
図。
Claims (1)
- 【請求項１】 上部ドライウェルと、下部ドライウェ
ルと、前記上部ドライウェルの気相域にベント管を介し
て連通する圧力抑制室と、別置きの非常用水源を具え、
炉心を収容した原子炉圧力容器を包囲するものにおいて
、前記ベント管には事故時に前記原子炉圧力容器から前
記上部ドライウェルに流出した冷却水の流入を防止する
手段を設けたことを特徴とする原子炉格納容器。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3127126A JPH04351996A (ja) | 1991-05-30 | 1991-05-30 | 原子炉格納容器 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3127126A JPH04351996A (ja) | 1991-05-30 | 1991-05-30 | 原子炉格納容器 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04351996A true JPH04351996A (ja) | 1992-12-07 |
Family
ID=14952256
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3127126A Pending JPH04351996A (ja) | 1991-05-30 | 1991-05-30 | 原子炉格納容器 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH04351996A (ja) |
-
1991
- 1991-05-30 JP JP3127126A patent/JPH04351996A/ja active Pending
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5295169A (en) | Reactor containment facilities | |
| JPH04125495A (ja) | 原子炉設備 | |
| US3001923A (en) | Control of atomic power reactors | |
| JPH024877B2 (ja) | ||
| US4666661A (en) | Means for cooling a heat-generating device | |
| JPH04351996A (ja) | 原子炉格納容器 | |
| JPH0426079B2 (ja) | ||
| JP2823984B2 (ja) | 格納容器冷却系 | |
| JPH04157396A (ja) | 自然冷却型格納容器 | |
| JPS5913990A (ja) | 非常用炉心冷却装置 | |
| JP3028842B2 (ja) | 原子炉格納容器 | |
| CN108962407B (zh) | 一种先进堆芯补水箱结构 | |
| JP7550120B2 (ja) | 原子炉圧力容器 | |
| RU2066490C1 (ru) | Судовая ядерная паропроизводящая установка | |
| JPS59131801A (ja) | 液体金属冷却原子炉用二次熱伝達回路 | |
| JP2523526B2 (ja) | 原子炉格納容器の圧力抑制構造 | |
| JPH06281782A (ja) | 原子炉格納容器 | |
| JPH05232281A (ja) | 原子炉格納容器 | |
| JPS6321594A (ja) | 原子炉格納容器 | |
| JPH04344494A (ja) | 原子炉格納容器 | |
| JPS6055796B2 (ja) | 圧力管型原子炉 | |
| JPH0282198A (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
| JPS59136681A (ja) | 二室式原子炉格納容器 | |
| JPS6159475B2 (ja) | ||
| JPH03105293A (ja) | 非常用炉心冷却装置 |