JPH0463357B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPH0463357B2 JPH0463357B2 JP61176811A JP17681186A JPH0463357B2 JP H0463357 B2 JPH0463357 B2 JP H0463357B2 JP 61176811 A JP61176811 A JP 61176811A JP 17681186 A JP17681186 A JP 17681186A JP H0463357 B2 JPH0463357 B2 JP H0463357B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- pool
- heat
- suppression pool
- containment vessel
- 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.)
- Expired - Lifetime
Links
- 230000001629 suppression Effects 0.000 claims description 35
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 23
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 claims description 5
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 7
- 230000002159 abnormal effect Effects 0.000 description 4
- 238000005192 partition Methods 0.000 description 4
- 230000001052 transient effect Effects 0.000 description 4
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 3
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 2
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 description 2
- 230000003068 static effect Effects 0.000 description 2
- 239000005029 tin-free steel Substances 0.000 description 2
- 230000032258 transport Effects 0.000 description 2
- 230000005494 condensation Effects 0.000 description 1
- 238000009833 condensation Methods 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 1
- 238000002347 injection Methods 0.000 description 1
- 239000007924 injection Substances 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 239000013535 sea water Substances 0.000 description 1
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)
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、原子力発電所に用いられる格納容器
熱除去装置に関する。
熱除去装置に関する。
（従来の技術）
原子力発電所に於いて原子炉圧力容器バウンダ
リーの破断が発生し、冷却材喪失事故に至つた場
合、従来の原子炉では動的機器であるポンプを用
いた非常用炉心冷却装置（以下ECCSと略記す
る）を用いて炉心冷却を行い、その健全性を確保
している。それと共に、破断口から格納容器へ放
出された蒸気はベント管を通して格納容器サプレ
ツシヨンプール部（以下サプレツシヨンプールと
略記する）へ導かれ、凝縮放熱させることによつ
て格納容器内圧の上昇を抑制している。この際サ
プレツシヨンプールへ蓄積された熱は崩壊熱除去
系によつて最終的ヒートシンクである海水或いは
川水中へと放熱されてサプレツシヨンプールの水
温上昇が抑制されている。この結果原子炉並びに
格納容器の健全性が確保される。
リーの破断が発生し、冷却材喪失事故に至つた場
合、従来の原子炉では動的機器であるポンプを用
いた非常用炉心冷却装置（以下ECCSと略記す
る）を用いて炉心冷却を行い、その健全性を確保
している。それと共に、破断口から格納容器へ放
出された蒸気はベント管を通して格納容器サプレ
ツシヨンプール部（以下サプレツシヨンプールと
略記する）へ導かれ、凝縮放熱させることによつ
て格納容器内圧の上昇を抑制している。この際サ
プレツシヨンプールへ蓄積された熱は崩壊熱除去
系によつて最終的ヒートシンクである海水或いは
川水中へと放熱されてサプレツシヨンプールの水
温上昇が抑制されている。この結果原子炉並びに
格納容器の健全性が確保される。
一方、近年工学的安全施設の合理化及び信頼性
向上の観点から図２に示す様なElevated pool方
式の格納容器（以下単に格納容器と呼ぶ）を有す
る原子炉の実用化が提唱されるに至つている。こ
こで第２図を参照して従来の原子炉格納容器につ
いて説明する。第２図において、原子炉圧力容器
１内には炉心２が収容されている。この原子炉圧
力容器１の周囲にはドライウエル３が形成され、
このドライウエル３の上部側方には冷却材４を貯
溜するサプレツシヨンプール５が配置されてい
る。これらサプレツシヨンプール５の上方は燃料
交換エリアを形成する上部構造物（図示せず）が
設けられている。また、前記原子炉圧力容器１に
は前記ドライウエル３を貫通して給水配管７が接
続されており、この給水配管７には事故時に前記
サプレツシヨンプール５から逆止弁８を介して冷
却材を給水配管７内に導びく冷却材注入配管９が
接続されている。また、前記サプレツシヨンプー
ル５の上部には圧力逃し弁６が設けられている。
向上の観点から図２に示す様なElevated pool方
式の格納容器（以下単に格納容器と呼ぶ）を有す
る原子炉の実用化が提唱されるに至つている。こ
こで第２図を参照して従来の原子炉格納容器につ
いて説明する。第２図において、原子炉圧力容器
１内には炉心２が収容されている。この原子炉圧
力容器１の周囲にはドライウエル３が形成され、
このドライウエル３の上部側方には冷却材４を貯
溜するサプレツシヨンプール５が配置されてい
る。これらサプレツシヨンプール５の上方は燃料
交換エリアを形成する上部構造物（図示せず）が
設けられている。また、前記原子炉圧力容器１に
は前記ドライウエル３を貫通して給水配管７が接
続されており、この給水配管７には事故時に前記
サプレツシヨンプール５から逆止弁８を介して冷
却材を給水配管７内に導びく冷却材注入配管９が
接続されている。また、前記サプレツシヨンプー
ル５の上部には圧力逃し弁６が設けられている。
以上の構成において、冷却水源となるサプレツ
シヨンプール５が原子炉圧力容器１より上部に位
置するため、従来のECCSの様にポンプを使用せ
ずに冷却材の水頭差により冷却材を原子炉圧力容
器１内へ注入することが出来る。更にサプレツシ
ヨンプール５の冷却は従来の崩壊熱除去系の様に
ポンプ及び熱交換器を使用せず、サプレツシヨン
プール上部に圧力逃し弁６を配置し、大量のサプ
レツシヨンプール水を沸騰させつつ、蒸気を前記
圧力逃し弁６から最終的に環境に放出することに
より事故後一定期間の格納容器の健全性を維持す
るという設計思想をとつている。
シヨンプール５が原子炉圧力容器１より上部に位
置するため、従来のECCSの様にポンプを使用せ
ずに冷却材の水頭差により冷却材を原子炉圧力容
器１内へ注入することが出来る。更にサプレツシ
ヨンプール５の冷却は従来の崩壊熱除去系の様に
ポンプ及び熱交換器を使用せず、サプレツシヨン
プール上部に圧力逃し弁６を配置し、大量のサプ
レツシヨンプール水を沸騰させつつ、蒸気を前記
圧力逃し弁６から最終的に環境に放出することに
より事故後一定期間の格納容器の健全性を維持す
るという設計思想をとつている。
各れにしても、上述の様に工学的安全施設から
ポンプ等の動的機器を削除することによつて信頼
性の向上を計るとともに、コストの削減を行つて
いる。
ポンプ等の動的機器を削除することによつて信頼
性の向上を計るとともに、コストの削減を行つて
いる。
（発明が解決しようとする問題点）
Elevated pool方式の格納容器を有する原子炉
ではサプレツシヨンプールからの熱除去を圧力逃
がし弁からの蒸気放出によつて行つている。しか
し、この方法によると事故時に原子炉から放出さ
れた放射性物質がサプレツシヨンプール水から放
出される蒸気に随伴されて大量に環境中に放出さ
れてしまう問題点があつた。
ではサプレツシヨンプールからの熱除去を圧力逃
がし弁からの蒸気放出によつて行つている。しか
し、この方法によると事故時に原子炉から放出さ
れた放射性物質がサプレツシヨンプール水から放
出される蒸気に随伴されて大量に環境中に放出さ
れてしまう問題点があつた。
本発明の目的は、事故時、或いは異常な過渡時
に於いて格納容器サプレツシヨンプール部からポ
ンプ及び熱交換器を使用することなく必要十分な
熱除去が行え、かつ放射性物質を環境に大量に放
出することのない高効率の格納容器熱除去装置を
提供することにある。
に於いて格納容器サプレツシヨンプール部からポ
ンプ及び熱交換器を使用することなく必要十分な
熱除去が行え、かつ放射性物質を環境に大量に放
出することのない高効率の格納容器熱除去装置を
提供することにある。
（問題点を解決するための手段）
上記目的を達成するために、本発明において
は、内部に炉心を収納する原子炉圧力容器の上方
に配置され事故時に前記原子炉圧力容器から発生
する蒸気を凝縮する冷却水を保有するサプレツシ
ヨンプールと、このサプレツシヨンプールの上方
に隔壁を介して配置される清浄水プールと、事故
時に前記サプレツシヨンプール内の熱を清浄水プ
ール内に伝達させるヒートパイプとから成ること
を特徴とする格納容器熱除去装置を提供する。
は、内部に炉心を収納する原子炉圧力容器の上方
に配置され事故時に前記原子炉圧力容器から発生
する蒸気を凝縮する冷却水を保有するサプレツシ
ヨンプールと、このサプレツシヨンプールの上方
に隔壁を介して配置される清浄水プールと、事故
時に前記サプレツシヨンプール内の熱を清浄水プ
ール内に伝達させるヒートパイプとから成ること
を特徴とする格納容器熱除去装置を提供する。
（作用）
この様にして構成された格納容器熱除去装置を
有する原子炉に於いては、事故或いは異常な過渡
事象が発生して格納容器サプレツシヨンプール内
の冷却水の水温が上昇した場合、サプレツシヨン
プール内に蓄積された熱をヒートパイプを介して
清浄水プールへ輸送することによつて格納容器サ
プレツシヨンプール内からの熱除去を効率良く行
うことが出来る。
有する原子炉に於いては、事故或いは異常な過渡
事象が発生して格納容器サプレツシヨンプール内
の冷却水の水温が上昇した場合、サプレツシヨン
プール内に蓄積された熱をヒートパイプを介して
清浄水プールへ輸送することによつて格納容器サ
プレツシヨンプール内からの熱除去を効率良く行
うことが出来る。
（実施例）
以下本発明の一実施例を第１図に基づいて説明
する。なお、第１図において、第２図と同一部分
には同一符号を付し、その構成の説明は省略す
る。第１図に示す様に炉心２を収納した原子炉圧
力容器１の上部にはサプレツシヨンプール５が設
けられている。そして、このサプレツシヨンプー
ル５の上部には隣接して清浄水プール１０が設置
される。サプレツシヨンプール５と清浄水プール
１０とは隔壁１１で仕切られ、前記サプレツシヨ
ンプール５の気密性が保持されている。そして、
この隔壁１１を貫通してヒートパイプ（乃至ヒー
トパイプの束）１２が設けられている。このヒー
トパイプ１２の下端はサプレツシヨンプール５内
の冷却材４内に挿入されており、上端は清浄水プ
ール１０内の冷却材１３内に挿入されている。な
お、このヒートパイプ１２はパイプ内へ液体（通
常は水を使用）を減圧封入して、その液体の相変
化を利用して熱輸送を行う静的機器であり、ヒー
トパイプ１２の一端（サプレツシヨンプール５
側）は加熱され沸騰により蒸気を発生し、他端
（清浄水プール１０側）で凝縮する際放熱するよ
うに構成されている。そして、このように構成さ
れているので沸騰、凝縮ともに相変化を伴う為熱
伝達量が大きく、効率良くサプレツシヨンプール
からの熱除去を行うことが出来る。
する。なお、第１図において、第２図と同一部分
には同一符号を付し、その構成の説明は省略す
る。第１図に示す様に炉心２を収納した原子炉圧
力容器１の上部にはサプレツシヨンプール５が設
けられている。そして、このサプレツシヨンプー
ル５の上部には隣接して清浄水プール１０が設置
される。サプレツシヨンプール５と清浄水プール
１０とは隔壁１１で仕切られ、前記サプレツシヨ
ンプール５の気密性が保持されている。そして、
この隔壁１１を貫通してヒートパイプ（乃至ヒー
トパイプの束）１２が設けられている。このヒー
トパイプ１２の下端はサプレツシヨンプール５内
の冷却材４内に挿入されており、上端は清浄水プ
ール１０内の冷却材１３内に挿入されている。な
お、このヒートパイプ１２はパイプ内へ液体（通
常は水を使用）を減圧封入して、その液体の相変
化を利用して熱輸送を行う静的機器であり、ヒー
トパイプ１２の一端（サプレツシヨンプール５
側）は加熱され沸騰により蒸気を発生し、他端
（清浄水プール１０側）で凝縮する際放熱するよ
うに構成されている。そして、このように構成さ
れているので沸騰、凝縮ともに相変化を伴う為熱
伝達量が大きく、効率良くサプレツシヨンプール
からの熱除去を行うことが出来る。
以上の構成に於いて事故或いは異常な過渡事象
が発生し、サプレツシヨンプール５の水温が上昇
した場合、格納容器の気密性を保持したままで、
ヒートパイプ１２を介して隔壁１１越しにサプレ
ツシヨンプール５から清浄水プール１０に高効率
で熱輸送をすることができる。
が発生し、サプレツシヨンプール５の水温が上昇
した場合、格納容器の気密性を保持したままで、
ヒートパイプ１２を介して隔壁１１越しにサプレ
ツシヨンプール５から清浄水プール１０に高効率
で熱輸送をすることができる。
尚、前記ヒートパイプは蒸気の浮力を利用した
ものの他、ウイツクによる毛細管現象を利用した
ものがあり上下、左右各れの方向に対しても熱輸
送出来る特徴を有する為、清浄水プールはサプレ
ツシヨンプールの左右或いは下部に設置すること
も可能である。
ものの他、ウイツクによる毛細管現象を利用した
ものがあり上下、左右各れの方向に対しても熱輸
送出来る特徴を有する為、清浄水プールはサプレ
ツシヨンプールの左右或いは下部に設置すること
も可能である。
また、Elevated poolを有する原子炉では無
く、通常の沸騰水型炉の格納容器熱除去装置にも
同様に使用することが出来る。
く、通常の沸騰水型炉の格納容器熱除去装置にも
同様に使用することが出来る。
本発明に依ればElevated pool型格納容器を有
する原子炉に於いて事故時或いは異常な過渡事象
の発生時にサプレツシヨンプールの水温が上昇し
た場合にも格納容器からの熱除去が効率良く行う
ことが出来るとともに、ヒートパイプという静的
機器を主体とした装置であるため信頼性も高くか
つ低コストで実現することが出来る。
する原子炉に於いて事故時或いは異常な過渡事象
の発生時にサプレツシヨンプールの水温が上昇し
た場合にも格納容器からの熱除去が効率良く行う
ことが出来るとともに、ヒートパイプという静的
機器を主体とした装置であるため信頼性も高くか
つ低コストで実現することが出来る。
第１図は本発明の一実施例を示す格納容器熱除
去装置の概略系統図、第２図は格納容器熱除去装
置の従来例を示す概略縦断面図である。 １……原子炉圧力容器、２……炉心、５……サ
プレツシヨンプール、１０……清浄水プール、１
１……隔壁、１２……ヒートパイプ。
去装置の概略系統図、第２図は格納容器熱除去装
置の従来例を示す概略縦断面図である。 １……原子炉圧力容器、２……炉心、５……サ
プレツシヨンプール、１０……清浄水プール、１
１……隔壁、１２……ヒートパイプ。
Claims (1)
- １ 内部に炉心を収納する原子炉圧力容器の上方
に配置され事故時に前記原子炉圧力容器から発生
する蒸気を凝縮する冷却水を保有するサプレツシ
ヨンプールと、このサプレツシヨンプールの上方
に隔壁を介して配置される清浄水プールと、事故
時に前記サプレツシヨンプール内の熱を清浄水プ
ール内に伝達させるヒートパイプとから成ること
を特徴とする格納容器熱除去装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61176811A JPS6333697A (ja) | 1986-07-29 | 1986-07-29 | 格納容器熱除去装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61176811A JPS6333697A (ja) | 1986-07-29 | 1986-07-29 | 格納容器熱除去装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6333697A JPS6333697A (ja) | 1988-02-13 |
| JPH0463357B2 true JPH0463357B2 (ja) | 1992-10-09 |
Family
ID=16020253
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61176811A Granted JPS6333697A (ja) | 1986-07-29 | 1986-07-29 | 格納容器熱除去装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6333697A (ja) |
Families Citing this family (12)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5011652A (en) * | 1986-09-19 | 1991-04-30 | Hitachi, Ltd. | Nuclear power facilities |
| JPS63229390A (ja) * | 1987-03-18 | 1988-09-26 | 株式会社日立製作所 | 原子炉 |
| US4948554A (en) * | 1989-01-06 | 1990-08-14 | General Electric Company | Natural circulating passive cooling system for nuclear reactor containment structure |
| US5106571A (en) * | 1989-03-20 | 1992-04-21 | Wade Gentry E | Containment heat removal system |
| CA2012245A1 (en) * | 1989-05-01 | 1990-11-01 | Perng-Fei Gou | Passive cooling system for nuclear reactor containment structures |
| JPH0718941B2 (ja) * | 1989-05-11 | 1995-03-06 | 株式会社日立製作所 | 原子炉格納容器 |
| US4950448A (en) * | 1989-05-11 | 1990-08-21 | General Electric Company | Passive heat removal from containment |
| US4986956A (en) * | 1989-11-27 | 1991-01-22 | Stone & Webster Engineering Corporation | Passive nuclear power plant containment system |
| US5499278A (en) * | 1995-03-13 | 1996-03-12 | General Electric Company | Water inventory management in condenser pool of boiling water reactor |
| JP5403308B2 (ja) * | 2007-06-18 | 2014-01-29 | 白川 利久 | 動的機器または計測装置を遠隔制御するｂｗｒまたはａｂｗｒ |
| JP4898744B2 (ja) * | 2008-06-13 | 2012-03-21 | 白川 利久 | キャスクラック |
| JP6075573B2 (ja) * | 2014-01-31 | 2017-02-08 | 邦吉 高松 | 格納容器 |
-
1986
- 1986-07-29 JP JP61176811A patent/JPS6333697A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6333697A (ja) | 1988-02-13 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR950009881B1 (ko) | 원자로 설비 | |
| JP2642763B2 (ja) | 原子炉系 | |
| JP2659632B2 (ja) | 液体金属冷却式原子炉用受動冷却安全系 | |
| US20120294407A1 (en) | Nuclear Power Plant, Fuel Pool Water Cooling Facility and Method Thereof | |
| CN1051396C (zh) | 在核反应堆中冷凝物的收集和循环 | |
| US8472581B2 (en) | Reactor vessel reflector with integrated flow-through | |
| RU2078384C1 (ru) | Безопасная ядерная установка | |
| JP6315618B2 (ja) | 使用済燃料プールの代替受動的冷却システムおよび方法 | |
| CA2150275C (en) | Passive emergency water system for water-cooled nuclear reactors | |
| JPH04125495A (ja) | 原子炉設備 | |
| EP0397509B1 (en) | Indirect passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors | |
| CN106816186A (zh) | 一种基于分离式热管的一体化压水堆非能动余热排出系统 | |
| EP0410667B1 (en) | Liquid metal cooled nuclear reactors with passive cooling system | |
| JPH0727055B2 (ja) | 原子炉容器用の受動熱除去系 | |
| JPH0769454B2 (ja) | 原子炉プラント格納構造用の自然循環式受動冷却系 | |
| JPS6333697A (ja) | 格納容器熱除去装置 | |
| KR101742644B1 (ko) | 공냉 이중 격납건물을 갖는 피동보조급수 냉각계통 | |
| JPH0216496A (ja) | 停止冷却系熱交換器付き隔離復水器 | |
| US3190808A (en) | Nuclear reactor powered steam generating systems | |
| EP0533351A2 (en) | Passive cooling system for loop-type top entry liquid metal cooled reactors | |
| CN105118534A (zh) | 非能动乏燃料水池冷却及补水系统 | |
| CN104078086A (zh) | 一种能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统 | |
| JPS63223593A (ja) | 原子炉格納容器熱除去装置 | |
| JP4340521B2 (ja) | 原子炉建屋 | |
| JPH02281191A (ja) | 水冷核分裂炉 |