JPH0440397A - 原子炉圧力容器冷却装置 - Google Patents
原子炉圧力容器冷却装置Info
- Publication number
- JPH0440397A JPH0440397A JP2146718A JP14671890A JPH0440397A JP H0440397 A JPH0440397 A JP H0440397A JP 2146718 A JP2146718 A JP 2146718A JP 14671890 A JP14671890 A JP 14671890A JP H0440397 A JPH0440397 A JP H0440397A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- pressure vessel
- reactor pressure
- cooling water
- space
- 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
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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
【発明の詳細な説明】
［発明の目的］
（産業上の利用分野）
本発明は、炉心損傷時においても、原子炉圧力容器の破
損を防止できるようにした原子炉圧力容器冷却装置に関
する。
損を防止できるようにした原子炉圧力容器冷却装置に関
する。
（従来の技術）
一般に、原子力発電プラントの原子力冷却材バンダリは
、炉心を収納する原子炉圧力容器と、通常運転時に炉心
に冷却水を注入し、炉心で加熱された沸騰水を蒸気ター
ビンに送る原子炉冷却設備を格納した原子炉格納容器と
から構成されている。また、原子炉圧力容器には、非常
時に炉心を冷却するための非常用炉心冷却設備と、原子
炉で発生する崩壊熱を除去するための残留熱除去系が付
設されている。
、炉心を収納する原子炉圧力容器と、通常運転時に炉心
に冷却水を注入し、炉心で加熱された沸騰水を蒸気ター
ビンに送る原子炉冷却設備を格納した原子炉格納容器と
から構成されている。また、原子炉圧力容器には、非常
時に炉心を冷却するための非常用炉心冷却設備と、原子
炉で発生する崩壊熱を除去するための残留熱除去系が付
設されている。
最近の確率論的安全評価によれば、原子炉で何らかの事
故が発生し、常用および非常用の炉心冷却系が多重に故
障した場合には、炉心が損傷し、この損傷炉心は原子炉
圧力容器を破壊し、さらには原子炉格納容器の一部を破
壊し、炉心に蓄積された放射性物質の一部を外部環境に
放出する危険性のあることが予測されている。
故が発生し、常用および非常用の炉心冷却系が多重に故
障した場合には、炉心が損傷し、この損傷炉心は原子炉
圧力容器を破壊し、さらには原子炉格納容器の一部を破
壊し、炉心に蓄積された放射性物質の一部を外部環境に
放出する危険性のあることが予測されている。
（発明が解決しようとする課題）
このような場合、従来の原子炉圧力容器においてもその
内部に冷却材を注入して炉心を冷却することは可能であ
るが、外部からの冷却手段が備えられていないため、炉
心が損傷し、それが原子炉圧力容器の下部プレナムに堆
積した場合には、堆積物上部からの自然循環による緩や
かな冷却しか期待できず、従って原子炉圧力容器下部の
破損を防止し得ない可能性が大きい。
内部に冷却材を注入して炉心を冷却することは可能であ
るが、外部からの冷却手段が備えられていないため、炉
心が損傷し、それが原子炉圧力容器の下部プレナムに堆
積した場合には、堆積物上部からの自然循環による緩や
かな冷却しか期待できず、従って原子炉圧力容器下部の
破損を防止し得ない可能性が大きい。
万一、原子炉圧力容器が破損すると、損傷物質は格納容
器内部に飛散し、格納容器内部の圧力および温度上昇に
より格納容器を破壊させ、放射性物質を外部環境に放出
させる危険性がある。
器内部に飛散し、格納容器内部の圧力および温度上昇に
より格納容器を破壊させ、放射性物質を外部環境に放出
させる危険性がある。
また、発生頻度は低いとは言え何らかの原因により原子
炉圧力容器が直接破損した場合には、非常用炉心冷却設
備が作動して原子炉圧力容器内に冷却水を供給するが、
供給された冷却水の多くは原子炉圧力容器の破損箇所か
ら流出するため、炉心の冷却は殆ど行われず、炉心が損
傷し、原子炉圧力容器の破損箇所から放射性を帯びた損
傷物が格納容器内に放出される危険性がある。
炉圧力容器が直接破損した場合には、非常用炉心冷却設
備が作動して原子炉圧力容器内に冷却水を供給するが、
供給された冷却水の多くは原子炉圧力容器の破損箇所か
ら流出するため、炉心の冷却は殆ど行われず、炉心が損
傷し、原子炉圧力容器の破損箇所から放射性を帯びた損
傷物が格納容器内に放出される危険性がある。
本発明はこのような危険性を低減するためになされたも
ので、原子力発電所に事故が発生した場合においても原
子炉建屋内や外部環境に放射性物質を放出することなく
、損傷炉心を原子炉圧力容器内に閉込め、また原子炉圧
力容器が直接破損した場合にも大事故や外部への放射能
漏洩を確実に防止しうる原子炉圧力容器冷却装置を提供
することを目的とするものである。
ので、原子力発電所に事故が発生した場合においても原
子炉建屋内や外部環境に放射性物質を放出することなく
、損傷炉心を原子炉圧力容器内に閉込め、また原子炉圧
力容器が直接破損した場合にも大事故や外部への放射能
漏洩を確実に防止しうる原子炉圧力容器冷却装置を提供
することを目的とするものである。
［発明の構成］
（課題を解決するための手段）
本発明の原子炉圧力容器冷却装置は、原子炉圧力容器、
非常用炉心冷却設備および残留熱除去系を有する原子炉
において、前記原子炉圧力容器の周囲を適度の空間をお
いて鋼製容器にて取囲み、非常時には、圧力抑制室の冷
却水を前記残留熱除去系のポンプで汲み上げ、残留熱除
去系熱交換器で冷却した後、注入配管を通して前記空間
内に注入し、この空間から流出する冷却水を吐出配管に
より前記圧力抑制室に導入するよう構成したことを特徴
とするものである。
非常用炉心冷却設備および残留熱除去系を有する原子炉
において、前記原子炉圧力容器の周囲を適度の空間をお
いて鋼製容器にて取囲み、非常時には、圧力抑制室の冷
却水を前記残留熱除去系のポンプで汲み上げ、残留熱除
去系熱交換器で冷却した後、注入配管を通して前記空間
内に注入し、この空間から流出する冷却水を吐出配管に
より前記圧力抑制室に導入するよう構成したことを特徴
とするものである。
（作用）
このような構成の本発明の原子炉圧力容器冷却装置にお
いては、非常時には、残留熱除去系の注入配管から原子
炉圧力容器とそれを囲む鋼製容器との間に冷却水がされ
る。この冷却水は圧力抑制室に流出した後、残留熱除去
系ポンプにより残留熱除去系熱交換器を通して循環する
ので、炉心が万一損傷し、損傷物が原子炉圧力容器の下
部プレナムに堆積したような場合でも、原子炉圧力容器
外部からの冷却により堆積物は冷却され、原子炉圧力容
器の破損を防止することができる。
いては、非常時には、残留熱除去系の注入配管から原子
炉圧力容器とそれを囲む鋼製容器との間に冷却水がされ
る。この冷却水は圧力抑制室に流出した後、残留熱除去
系ポンプにより残留熱除去系熱交換器を通して循環する
ので、炉心が万一損傷し、損傷物が原子炉圧力容器の下
部プレナムに堆積したような場合でも、原子炉圧力容器
外部からの冷却により堆積物は冷却され、原子炉圧力容
器の破損を防止することができる。
（実施例）
次に、図面を参照しながら本発明の詳細な説明する。
図は本発明にかかる原子炉圧力容器冷却装置を備えた原
子力発電所の概略構成を示すもので、炉心１を収納した
原子炉圧力容器２はその外側に適度の寸法の空間３をお
いて配置された気密性の鋼製容器４によって取囲まれて
いる。これらの構体は格納容器５内の上部に格納され、
この格納容器上部とその下部に配置した圧力抑制室６と
の間を多数本のベント管７によって連結されている。
子力発電所の概略構成を示すもので、炉心１を収納した
原子炉圧力容器２はその外側に適度の寸法の空間３をお
いて配置された気密性の鋼製容器４によって取囲まれて
いる。これらの構体は格納容器５内の上部に格納され、
この格納容器上部とその下部に配置した圧力抑制室６と
の間を多数本のベント管７によって連結されている。
圧力抑制室６内の冷却水８は残留熱除去系ポンプ９によ
って汲み上げられ、残留熱除去系熱交換器１０で冷却さ
れた後、注入配管１１によって原子炉圧力容器２と鋼製
容器４の間の空間３に供給される。また、空間３からの
冷却水は吐出配管１２を通して圧力抑制室６に戻る。
って汲み上げられ、残留熱除去系熱交換器１０で冷却さ
れた後、注入配管１１によって原子炉圧力容器２と鋼製
容器４の間の空間３に供給される。また、空間３からの
冷却水は吐出配管１２を通して圧力抑制室６に戻る。
１３は圧力抑制室６内の冷却水８に連通する復水貯蔵タ
ンクを示す。
ンクを示す。
なお、当然のことながら、原子炉圧力容器２には主蒸気
管や原子炉給水ラインの外、常用もしくは非常用の各種
の配管系統や機器類が設置されているが、本発明には直
接の関係がないので、それらの記述は省略する。
管や原子炉給水ラインの外、常用もしくは非常用の各種
の配管系統や機器類が設置されているが、本発明には直
接の関係がないので、それらの記述は省略する。
上述のように構成した原子炉圧力容器冷却装置において
、原子力発電プラントに異常が発生した場合、非常用炉
心冷却設備が作動して炉心１を冷却するが、何らかの事
情によって非常用炉心冷却設備が作動しない場合には、
炉心１が溶融し、損傷炉心１ａとして原子炉圧力容器２
の下部ブレナム上に堆積する。
、原子力発電プラントに異常が発生した場合、非常用炉
心冷却設備が作動して炉心１を冷却するが、何らかの事
情によって非常用炉心冷却設備が作動しない場合には、
炉心１が溶融し、損傷炉心１ａとして原子炉圧力容器２
の下部ブレナム上に堆積する。
このような場合、自動的にあるいは手動操作によって本
発明の原子炉圧力容器冷却装置が作動し、圧力抑制室６
または復水貯蔵タンク１３内の冷却水を、注入配管１１
を介して原子炉圧力容器２と鋼製容器４の間の空間３に
注水する。これによって、原子炉圧力容器２の下部ブレ
ナム上に堆積した損傷炉心１ａは冷却される。
発明の原子炉圧力容器冷却装置が作動し、圧力抑制室６
または復水貯蔵タンク１３内の冷却水を、注入配管１１
を介して原子炉圧力容器２と鋼製容器４の間の空間３に
注水する。これによって、原子炉圧力容器２の下部ブレ
ナム上に堆積した損傷炉心１ａは冷却される。
損傷炉心１ａを冷却した冷却水は吐出配管１２を通して
圧力抑制室６に返送され、再び残留熱除去系ポンプ９に
よって汲み上げられ、残留熱除去系熱交換器１０によっ
て除熱された後、再び原子炉圧力容器２と鋼製容器４の
間の空間３に注水される。
圧力抑制室６に返送され、再び残留熱除去系ポンプ９に
よって汲み上げられ、残留熱除去系熱交換器１０によっ
て除熱された後、再び原子炉圧力容器２と鋼製容器４の
間の空間３に注水される。
これによって、原子炉圧力容器２の下部ブレナム上に堆
積した損傷炉心１ａは冷却され、原子炉圧力容器２の破
損は防止される。
積した損傷炉心１ａは冷却され、原子炉圧力容器２の破
損は防止される。
また、原子炉圧力容器２が直接破損するような事態が生
じた場合においても、原子炉圧力容器２内の冷却材は、
その破損箇所から原子炉圧力容器２と鋼製容器４の間の
空間３に流出するだけであり、本発明装置によって炉心
１を再冠水させることができ、事故を終息させることが
できる。
じた場合においても、原子炉圧力容器２内の冷却材は、
その破損箇所から原子炉圧力容器２と鋼製容器４の間の
空間３に流出するだけであり、本発明装置によって炉心
１を再冠水させることができ、事故を終息させることが
できる。
［発明の効果］
上述したように、本発明に係る原子炉圧力容器冷却装置
によれば、何らかの事情によって炉心溶融事故が発生し
た場合においても、原子炉圧力容器の下部ブレナム上に
堆積した損傷炉心は冷却され、放射性物質を外部に飛散
させることなく事故を無事に終息させることができる。
によれば、何らかの事情によって炉心溶融事故が発生し
た場合においても、原子炉圧力容器の下部ブレナム上に
堆積した損傷炉心は冷却され、放射性物質を外部に飛散
させることなく事故を無事に終息させることができる。
また、原子炉圧力容器が直接破損する事故が発生したよ
うな場合においても、炉心部を損傷させることなく、事
故を無事に終息させることができる。
うな場合においても、炉心部を損傷させることなく、事
故を無事に終息させることができる。
図は本発明の原子炉圧力容器冷却装置の実施例を示す系
統図である。 １・・・・・・・・・炉心 ２・・・・・・・・・原子炉圧力容器 ３・・・・・・・・・空間 ４・・・・・・・・・鋼製容器 ５・・・・・・・・・格納容器 ６・・・・・・・・・圧力抑制室 ７・・・・・・・・・ベント管 ８・・・・・・・・冷却水 ９・・・・・・・・・残留熱除去系ポンプ０・・・・・
・・・残留熱除去系熱交換器１・・・・・・・・・注入
配管 ２・・・・・・・・・吐出配管 ３・・・・・・・・復水貯蔵タンク
統図である。 １・・・・・・・・・炉心 ２・・・・・・・・・原子炉圧力容器 ３・・・・・・・・・空間 ４・・・・・・・・・鋼製容器 ５・・・・・・・・・格納容器 ６・・・・・・・・・圧力抑制室 ７・・・・・・・・・ベント管 ８・・・・・・・・冷却水 ９・・・・・・・・・残留熱除去系ポンプ０・・・・・
・・・残留熱除去系熱交換器１・・・・・・・・・注入
配管 ２・・・・・・・・・吐出配管 ３・・・・・・・・復水貯蔵タンク
Claims (1)
- 原子炉圧力容器、非常用炉心冷却設備および残留熱除
去系を有する原子炉において、前記原子炉圧力容器の周
囲を適度の空間をおいて鋼製容器にて取囲み、非常時に
は、圧力抑制室の冷却水を前記残留熱除去系のポンプで
汲み上げ、残留熱除去系熱交換器で冷却した後、注入配
管を通して前記空間内に注入し、この空間から流出する
冷却水を吐出配管により前記圧力抑制室に導入するよう
構成したことを特徴とする原子炉圧力容器冷却装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2146718A JPH0440397A (ja) | 1990-06-05 | 1990-06-05 | 原子炉圧力容器冷却装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2146718A JPH0440397A (ja) | 1990-06-05 | 1990-06-05 | 原子炉圧力容器冷却装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0440397A true JPH0440397A (ja) | 1992-02-10 |
Family
ID=15413978
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2146718A Pending JPH0440397A (ja) | 1990-06-05 | 1990-06-05 | 原子炉圧力容器冷却装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0440397A (ja) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1995014300A1 (fr) * | 1993-11-15 | 1995-05-26 | Framatome | Reacteur nucleaire comportant un dispositif de refroidissement de secours et procede de refroidissement |
| KR100419194B1 (ko) * | 2000-11-13 | 2004-02-19 | 한국전력공사 | 원자로보호용기와 압축탱크를 이용한 비상노심냉각 방법과장치 |
| KR100856501B1 (ko) * | 2007-04-06 | 2008-09-04 | 한국원자력연구원 | 피동살수계통을 이용한 일체형원자로 안전설비 |
| US8288020B2 (en) | 2009-04-20 | 2012-10-16 | Panasonic Corporation | Piezoelectric thin film and method of manufacturing the same, ink jet head, method of forming image with the ink jet head, angular velocity sensor, method of measuring angular velocity with the angular velocity sensor, piezoelectric generating element, and method of generating electric power with the piezoelectric generating element |
| JP2023003972A (ja) * | 2021-06-25 | 2023-01-17 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラント |
-
1990
- 1990-06-05 JP JP2146718A patent/JPH0440397A/ja active Pending
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1995014300A1 (fr) * | 1993-11-15 | 1995-05-26 | Framatome | Reacteur nucleaire comportant un dispositif de refroidissement de secours et procede de refroidissement |
| KR100419194B1 (ko) * | 2000-11-13 | 2004-02-19 | 한국전력공사 | 원자로보호용기와 압축탱크를 이용한 비상노심냉각 방법과장치 |
| KR100856501B1 (ko) * | 2007-04-06 | 2008-09-04 | 한국원자력연구원 | 피동살수계통을 이용한 일체형원자로 안전설비 |
| US8288020B2 (en) | 2009-04-20 | 2012-10-16 | Panasonic Corporation | Piezoelectric thin film and method of manufacturing the same, ink jet head, method of forming image with the ink jet head, angular velocity sensor, method of measuring angular velocity with the angular velocity sensor, piezoelectric generating element, and method of generating electric power with the piezoelectric generating element |
| JP2023003972A (ja) * | 2021-06-25 | 2023-01-17 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラント |
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