JPH05249272A - 原子炉格納容器 - Google Patents
原子炉格納容器Info
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- JPH05249272A JPH05249272A JP4177154A JP17715492A JPH05249272A JP H05249272 A JPH05249272 A JP H05249272A JP 4177154 A JP4177154 A JP 4177154A JP 17715492 A JP17715492 A JP 17715492A JP H05249272 A JPH05249272 A JP H05249272A
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- pedestal
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/004—Pressure suppression
-
- 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
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- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】事故時におけるベント管への蒸気流路を充分に
確保することのできる原子炉圧力容器ペデスタルを得る
ことにある。 【構成】原子炉圧力容器１２は、下部ドライウェル７と
上部ドライウェル５を連絡する配管９、ケーブル１０、
ダクト１１の通路となる連通孔２０とベント管２１を水
平方向で別の位置に配設して成ることを特徴とする。
確保することのできる原子炉圧力容器ペデスタルを得る
ことにある。 【構成】原子炉圧力容器１２は、下部ドライウェル７と
上部ドライウェル５を連絡する配管９、ケーブル１０、
ダクト１１の通路となる連通孔２０とベント管２１を水
平方向で別の位置に配設して成ることを特徴とする。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、ベント管を内蔵する原
子炉圧力容器ペデスタルを有する原子炉格納容器に関す
る。
子炉圧力容器ペデスタルを有する原子炉格納容器に関す
る。
【０００２】
【従来の技術】以下、図７，８，９，１０を参照して従
来の原子炉格納容器（以下ＰＣＶと略す）の概念を説明
する。
来の原子炉格納容器（以下ＰＣＶと略す）の概念を説明
する。
【０００３】ＰＣＶ１は原子炉圧力容器（以下ＲＰＶと
略す）２を収容している。このＰＣＶ１は外壁部Ｗ、Ｒ
ＰＶ２とこれに接続される配管３、空調機４等を収納し
た上部ドライウェル（以下Ｕ／Ｄと略す）５と、前記Ｒ
ＰＶ２の下方に位置し制御棒駆動機構６等を収容した下
部ドライウェル（以下Ｌ／Ｄと略す）７および事故時に
Ｕ／Ｄ５、Ｌ／Ｄ７内に放出される蒸気のエネルギを吸
収するためのサプレッションチャンバ（以下Ｓ／Ｃと略
す）８から構成される。
略す）２を収容している。このＰＣＶ１は外壁部Ｗ、Ｒ
ＰＶ２とこれに接続される配管３、空調機４等を収納し
た上部ドライウェル（以下Ｕ／Ｄと略す）５と、前記Ｒ
ＰＶ２の下方に位置し制御棒駆動機構６等を収容した下
部ドライウェル（以下Ｌ／Ｄと略す）７および事故時に
Ｕ／Ｄ５、Ｌ／Ｄ７内に放出される蒸気のエネルギを吸
収するためのサプレッションチャンバ（以下Ｓ／Ｃと略
す）８から構成される。
【０００４】前記ＲＰＶ２は円筒状のペデスタル１２に
よって支持され、Ｕ／Ｄ５とＬ／Ｄ７を連絡する配管
９、ケーブル１０、ダクト１１等の通路としてＲＰＶペ
デスタル１２内には、連通孔１３が設けられている。
よって支持され、Ｕ／Ｄ５とＬ／Ｄ７を連絡する配管
９、ケーブル１０、ダクト１１等の通路としてＲＰＶペ
デスタル１２内には、連通孔１３が設けられている。
【０００５】また連通孔１３は、事故時に破断した配管
からの蒸気をベント管１４に導く流路ともなっており、
これらを経て、蒸気はＳ／Ｃ８に導かれて凝縮され、凝
縮水２５としてプールされる。
からの蒸気をベント管１４に導く流路ともなっており、
これらを経て、蒸気はＳ／Ｃ８に導かれて凝縮され、凝
縮水２５としてプールされる。
【０００６】すなわち、図８に示されるように、ペデス
タル１２の上方より見た場合、ベント管１４の開口部上
方にはこれの配管９、ケーブル１０、ダクト１１等が存
在することになる。ペデスタル１２はその円周方向に沿
って、コンクリート区分１２ａと前記連通孔１３とが交
互に配設されるようになっており、ベント管１４の数は
通常炉心周方向に設けられるインターナルポンプ（図示
せず）の個数と対応する数だけ設けられる。
タル１２の上方より見た場合、ベント管１４の開口部上
方にはこれの配管９、ケーブル１０、ダクト１１等が存
在することになる。ペデスタル１２はその円周方向に沿
って、コンクリート区分１２ａと前記連通孔１３とが交
互に配設されるようになっており、ベント管１４の数は
通常炉心周方向に設けられるインターナルポンプ（図示
せず）の個数と対応する数だけ設けられる。
【０００７】このような原子炉格納容器において、Ｕ／
Ｄ５内で原子炉一次系配管（図示せず）が破断した場
合、Ｕ／Ｄ５内の蒸気は連通孔１３および水平ベント管
１４を経て、Ｓ／Ｃ８内のプール水２５で凝縮する。
Ｄ５内で原子炉一次系配管（図示せず）が破断した場
合、Ｕ／Ｄ５内の蒸気は連通孔１３および水平ベント管
１４を経て、Ｓ／Ｃ８内のプール水２５で凝縮する。
【０００８】この場合、Ｓ／Ｃ８には蒸気とともに、窒
素ガス等の非凝縮ガスも流入するため、Ｓ／Ｃ８内の圧
力は上昇する。
素ガス等の非凝縮ガスも流入するため、Ｓ／Ｃ８内の圧
力は上昇する。
【０００９】一方、配管破断後、Ｕ／Ｄ５およびＬ／Ｄ
７内の圧力も上昇るす。しかし、非常時炉心冷却系によ
る炉心への注水が進行して配管の破断口が再冠水し注入
水が溢水すると、この溢水によってＵ／Ｄ５がＬ／Ｄ７
内の蒸気が凝縮するため、Ｕ／Ｄ５およびＬ／Ｄ７内の
圧力は急激に低下する。
７内の圧力も上昇るす。しかし、非常時炉心冷却系によ
る炉心への注水が進行して配管の破断口が再冠水し注入
水が溢水すると、この溢水によってＵ／Ｄ５がＬ／Ｄ７
内の蒸気が凝縮するため、Ｕ／Ｄ５およびＬ／Ｄ７内の
圧力は急激に低下する。
【００１０】このようにＵ／Ｄ５およびＬ／Ｄ７内の圧
力が低下すと、とりわけＵ／Ｄ５とＳ／Ｃ８との間の隔
壁であるダイヤフラムフロア２２に圧力荷重が加わる。
力が低下すと、とりわけＵ／Ｄ５とＳ／Ｃ８との間の隔
壁であるダイヤフラムフロア２２に圧力荷重が加わる。
【００１１】このダイヤフラムフロア２２に加わる圧力
荷重を防止するため、ペデスタル１２に取付管２３を介
して真空破壊弁２４が取り付けられている。すなわち、
Ｕ／Ｄ５とＬ／Ｄ７内の圧力とＳ／Ｃ８内の圧力との差
が所定圧力以上となった場合、真空破壊弁２４が作動し
Ｕ／Ｄ５がＬ／Ｄ７内のガスをＳ／Ｃ８内に流入させる
ようになっている。
荷重を防止するため、ペデスタル１２に取付管２３を介
して真空破壊弁２４が取り付けられている。すなわち、
Ｕ／Ｄ５とＬ／Ｄ７内の圧力とＳ／Ｃ８内の圧力との差
が所定圧力以上となった場合、真空破壊弁２４が作動し
Ｕ／Ｄ５がＬ／Ｄ７内のガスをＳ／Ｃ８内に流入させる
ようになっている。
【００１２】この真空破壊弁２４は、図９に示されるよ
うに通常ペデスタル１２の上方に設けられ、図１０に示
すようにペデスタル１２の円周方向に沿って複数取り付
けられている。
うに通常ペデスタル１２の上方に設けられ、図１０に示
すようにペデスタル１２の円周方向に沿って複数取り付
けられている。
【００１３】
【発明が解決しようとする課題】上述の如く、Ｕ／Ｄ５
とＬ／Ｄ７を連絡する連通孔１３には配管９、ケーブル
１０、ダクト１１等多くの物量が配置されているため、
事故時のベント管１４への蒸気の流路面積の確保が困難
となり、改善が望まれていた。
とＬ／Ｄ７を連絡する連通孔１３には配管９、ケーブル
１０、ダクト１１等多くの物量が配置されているため、
事故時のベント管１４への蒸気の流路面積の確保が困難
となり、改善が望まれていた。
【００１４】本発明の目的は、配管、ケーブル、ダクト
等をＲＰＶペデスタルの連通孔に設置し、ベント管を連
通孔の隣の区画に設置することにより、事故時における
ベント管への蒸気流路を充分に確保することのできる原
子炉格納容器を提供することを目的とする。
等をＲＰＶペデスタルの連通孔に設置し、ベント管を連
通孔の隣の区画に設置することにより、事故時における
ベント管への蒸気流路を充分に確保することのできる原
子炉格納容器を提供することを目的とする。
【００１５】また、本発明の他の目的はこのようなベン
ト管の配設に適した位置に真空破壊弁を設け、その構造
を簡単にすると共により上記効果を改善するようにした
原子炉格納容器を提供することにある。
ト管の配設に適した位置に真空破壊弁を設け、その構造
を簡単にすると共により上記効果を改善するようにした
原子炉格納容器を提供することにある。
【００１６】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するた
め、本発明に係る原子炉格納容器は、請求項１に記載し
たように、原子炉圧力容器が配設される空間を形成する
上部ドライウェルと原子炉圧力容器の下方に形成された
下部ドライウェルを連絡する配管、ケーブル、ダクトの
通路となる連通孔を有し、かつベント管を内蔵し前記原
子炉圧力容器を支持する原子炉圧力容器ペデスタルにお
いて、前記連通孔とベント管を水平方向で別の位置に配
設して成る原子炉圧力容器ペデスタルを特徴とする。
め、本発明に係る原子炉格納容器は、請求項１に記載し
たように、原子炉圧力容器が配設される空間を形成する
上部ドライウェルと原子炉圧力容器の下方に形成された
下部ドライウェルを連絡する配管、ケーブル、ダクトの
通路となる連通孔を有し、かつベント管を内蔵し前記原
子炉圧力容器を支持する原子炉圧力容器ペデスタルにお
いて、前記連通孔とベント管を水平方向で別の位置に配
設して成る原子炉圧力容器ペデスタルを特徴とする。
【００１７】また、上記目的を達成するため、請求項２
に記載したように、本発明に係る原子炉格納容器は、前
記原子炉圧力容器ペデスタルのベント管上部の空間に真
空破壊弁を配設して成る原子炉圧力容器ペデスタルを特
徴とする。
に記載したように、本発明に係る原子炉格納容器は、前
記原子炉圧力容器ペデスタルのベント管上部の空間に真
空破壊弁を配設して成る原子炉圧力容器ペデスタルを特
徴とする。
【００１８】さらに、上記目的を達成するため、請求項
３に記載したように、請求項１に示す原子炉圧力容器ペ
デスタルにおいて、ベント管を原子炉圧力容器ペデスタ
ル頂部までに配設し、ベント管に真空破壊弁を配設して
成る原子炉圧力容器ペデスタルを特徴する。
３に記載したように、請求項１に示す原子炉圧力容器ペ
デスタルにおいて、ベント管を原子炉圧力容器ペデスタ
ル頂部までに配設し、ベント管に真空破壊弁を配設して
成る原子炉圧力容器ペデスタルを特徴する。
【００１９】
【作用】このように構成されたＲＰＶペデスタルにおい
ては、連通孔とベント管を隣合う区画に配置することに
より、ベント管上部に事故時に蒸気流路として必要な空
間を確保することが可能となる。
ては、連通孔とベント管を隣合う区画に配置することに
より、ベント管上部に事故時に蒸気流路として必要な空
間を確保することが可能となる。
【００２０】
【実施例】図１および図２を参照して本発明を用いた原
子炉格納容器の概念を説明する。なお、図１および図２
において、図７，８，９，１０と同一部分には同一符号
を付し、その部分の構成の説明は省略する。
子炉格納容器の概念を説明する。なお、図１および図２
において、図７，８，９，１０と同一部分には同一符号
を付し、その部分の構成の説明は省略する。
【００２１】本発明において、Ｕ／Ｄ５とＬ／Ｄ７間を
連絡する配管９、ケーブル１０およびダクト１１はペデ
スタル１２に形成された連通孔２０にルーチングされ
る。またベント管２１は、連通孔２０の隣合う区画、す
なわちコンクリート区分１２に設置されている。このベ
ント管２１の上部にはベント管上部空間１６が構成され
ている。すなわち、図２に断面図で示されるように、ペ
デスタル１２はその円周方向に沿って複数の連通孔区分
１３とコンクリート区分１２ａとが交互に存在し、本発
明によればベント管２１はこのコンクリート区分１２ａ
に設けられるため、その上部開口端の上方には、上記配
管９等が存在せず空間部１６となる。なお、ベント管２
１の下端には連通孔２１ａが形成され、Ｓ／Ｃ８と連通
している。
連絡する配管９、ケーブル１０およびダクト１１はペデ
スタル１２に形成された連通孔２０にルーチングされ
る。またベント管２１は、連通孔２０の隣合う区画、す
なわちコンクリート区分１２に設置されている。このベ
ント管２１の上部にはベント管上部空間１６が構成され
ている。すなわち、図２に断面図で示されるように、ペ
デスタル１２はその円周方向に沿って複数の連通孔区分
１３とコンクリート区分１２ａとが交互に存在し、本発
明によればベント管２１はこのコンクリート区分１２ａ
に設けられるため、その上部開口端の上方には、上記配
管９等が存在せず空間部１６となる。なお、ベント管２
１の下端には連通孔２１ａが形成され、Ｓ／Ｃ８と連通
している。
【００２２】上記構成により、これまでベント管２１の
上部にＵ／Ｄ５とＬ／Ｄ７を連絡する物量の通路となっ
ていた連通孔２０とは別にベント上部空間１６が形成さ
れているので、事故時における蒸気流路として必要な空
間を確保することができる。この事実は図２と図８の断
面比較により明確に理解され得るだろう。
上部にＵ／Ｄ５とＬ／Ｄ７を連絡する物量の通路となっ
ていた連通孔２０とは別にベント上部空間１６が形成さ
れているので、事故時における蒸気流路として必要な空
間を確保することができる。この事実は図２と図８の断
面比較により明確に理解され得るだろう。
【００２３】図３および図４に本発明の第２実施例を説
明する。
明する。
【００２４】第２実施例においては、連通孔２０の隣の
コンクリート区画１２ａの空間を利用して真空破壊弁２
４および取付管２３を設置し、ベント管２１の上部空間
１６を介してＵ／Ｄ５の空間と連絡して構成される。し
たがって、この実施例においても、この取付管２３の配
置も、配管、ケーブル、ダクト等に関係なく配置するこ
とができる。
コンクリート区画１２ａの空間を利用して真空破壊弁２
４および取付管２３を設置し、ベント管２１の上部空間
１６を介してＵ／Ｄ５の空間と連絡して構成される。し
たがって、この実施例においても、この取付管２３の配
置も、配管、ケーブル、ダクト等に関係なく配置するこ
とができる。
【００２５】図５、図６に本発明の第３実施例を説明す
る。
る。
【００２６】第３実施例においては、ベント管２１をＵ
／Ｄ５空間まで延ばし、ダイヤフラム２２に上部開口部
を一致するようにし、取付管２３および真空破壊弁２４
をベント管２１に設置し、ベント管２１を介してＵ／Ｄ
５の空間と連絡して構成される。したがって、この実施
例においても、この取付管２３の配置も、配管、ケーブ
ル、ダクト等に関係なく配置することができる。
／Ｄ５空間まで延ばし、ダイヤフラム２２に上部開口部
を一致するようにし、取付管２３および真空破壊弁２４
をベント管２１に設置し、ベント管２１を介してＵ／Ｄ
５の空間と連絡して構成される。したがって、この実施
例においても、この取付管２３の配置も、配管、ケーブ
ル、ダクト等に関係なく配置することができる。
【００２７】
【発明の効果】連通孔とベント管を水平方向に別々にＲ
ＰＶペデスタル内に設置することにより、事故時におけ
るベント管上部の流路面積を充分に確保することができ
る。
ＰＶペデスタル内に設置することにより、事故時におけ
るベント管上部の流路面積を充分に確保することができ
る。
【図１】本発明の実施例に係る原子炉圧力容器ペデスタ
ルを適用した原子炉格納容器の縦断面図。
ルを適用した原子炉格納容器の縦断面図。
【図２】図１のＩ−Ｉ線矢視断面図。
【図３】本発明の第２実施例を示す原子炉圧力容器ペデ
スタルの縦断面図。
スタルの縦断面図。
【図４】図３のII−II線矢視断面図。
【図５】本発明の第３実施例を示す原子炉圧力容器ペデ
スタルの縦断面図。
スタルの縦断面図。
【図６】図５のIII −III 線矢視断面図。
【図７】原子炉格納容器の従来例を示す縦断面図。
【図８】図１のＩ−Ｉ線に対応する、図７のVIII−VIII
線矢視断面図。
線矢視断面図。
【図９】図７の原子炉圧力容器ペデスタルの縦断面拡大
図。
図。
【図１０】図９のＸ−Ｘ線矢視断面図。
１ 原子炉格納容器（ＰＣＶ） ２ 原子炉圧力容器（ＲＰＶ） ５ 上部ドライウェル（Ｕ／Ｄ） ７ 下部ドライウェル（Ｌ／Ｄ） ９ 配管 １０ ケーブル １１ ダクト １２ 原子炉圧力容器ペデスタル １６ ベント管上部空間 ２０ 連通孔 ２１ ベント管 ２４ 真空破壊弁 ２５ プール水
Claims (3)
- 【請求項１】 原子炉圧力容器が配設される空間を形成
する上部ドライウェルと原子炉圧力容器の下方に形成さ
れた下部ドライウェルを連絡する配管、ケーブル、ダク
トの通路となる連通孔を有し、かつベント管を内蔵し前
記原子炉圧力容器を支持する原子炉圧力容器ペデスタル
において、前記連通孔とベント管を水平方向で別の位置
に配設して成る原子力発電プラントペデスタルを特徴と
する原子炉格納容器。 - 【請求項２】 前記原子炉圧力容器ペデスタルのベント
管上部の空間に真空破壊弁を配設して成る原子炉圧力容
器ペデスタルを特徴とする原子炉格納容器。 - 【請求項３】 請求項１に示す原子炉圧力容器ペデスタ
ルにおいて、ベント管を原子炉圧力容器ペデスタル頂部
までに配設し、ベント管に真空破壊弁を配設して成る原
子炉圧力容器ペデスタルを特徴とする原子炉格納容器。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP16662191 | 1991-07-08 | ||
| JP3-166621 | 1991-07-08 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05249272A true JPH05249272A (ja) | 1993-09-28 |
| JP2793437B2 JP2793437B2 (ja) | 1998-09-03 |
Family
ID=15834692
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4177154A Expired - Fee Related JP2793437B2 (ja) | 1991-07-08 | 1992-07-03 | 原子炉格納容器 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5198184A (ja) |
| JP (1) | JP2793437B2 (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007315755A (ja) * | 2006-05-23 | 2007-12-06 | Hitachi Ltd | 建屋内構造 |
| JP2016145494A (ja) * | 2015-02-09 | 2016-08-12 | 株式会社東芝 | タービン発電機基礎台、タービン建屋、およびタービン建屋の構築方法 |
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|---|---|---|---|---|
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| JP4127630B2 (ja) * | 2002-07-29 | 2008-07-30 | 株式会社東芝 | 原子炉格納容器 |
| DE10258354B3 (de) * | 2002-12-12 | 2004-07-29 | Framatome Anp Gmbh | Sicherheitsbehälter einer Kernkraftanlage |
| US8588360B2 (en) | 2007-11-15 | 2013-11-19 | The State Of Oregon Acting By And Through The State Board Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University | Evacuated containment vessel for a nuclear reactor |
| US9984777B2 (en) | 2007-11-15 | 2018-05-29 | Nuscale Power, Llc | Passive emergency feedwater system |
| US8687759B2 (en) * | 2007-11-15 | 2014-04-01 | The State Of Oregon Acting By And Through The State Board Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University | Internal dry containment vessel for a nuclear reactor |
| US8929505B2 (en) * | 2009-08-28 | 2015-01-06 | Terrapower, Llc | Nuclear fission reactor, vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system |
| US8488734B2 (en) * | 2009-08-28 | 2013-07-16 | The Invention Science Fund I, Llc | Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system |
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| JPH02113195U (ja) * | 1989-02-28 | 1990-09-11 |
Family Cites Families (1)
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|---|---|---|---|---|
| JP2537538B2 (ja) * | 1988-06-16 | 1996-09-25 | 株式会社日立製作所 | 自然循還型原子炉 |
-
1992
- 1992-07-03 JP JP4177154A patent/JP2793437B2/ja not_active Expired - Fee Related
- 1992-07-08 US US07/910,510 patent/US5198184A/en not_active Expired - Lifetime
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Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US5198184A (en) | 1993-03-30 |
| JP2793437B2 (ja) | 1998-09-03 |
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