JPH0529279B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】

〔産業上の利用分野〕 本発明は軽水型原子炉に係わり、万一の冷却材
喪失事故時に原子炉格納容器に放出される炉心崩
壊熱からの熱エネルギーを自然の力により長期的
に渡り系外に除去するのに好適な自然放熱型原子
炉格納容器に関する。 〔従来の技術〕 従来技術の例として、現在の沸騰水型原子炉の
原子炉格納容器とこれの補助設備である残留熱除
去系について第５図を用いて説明する。 沸騰水型原子炉の原子炉格納容器２は、圧力抑
制型であり原子炉圧力容器１を内包するドライウ
エル３とサプレツシヨンプール５を内包するサプ
レツシヨンチエンバ４、更にドライウエル３とサ
プレツシヨンプール５を連結するベント管６から
構成されている。 冷却材喪失事故を仮想すると原子炉圧力容器１
からドライウエル３に放出された高温・高圧の蒸
気はベント管６を通りサプレツシヨンプール５に
放出され凝縮される。これにより、原子炉格納容
器２内の過渡の圧力上昇を抑制する。また、長期
的に発生する炉心崩壊熱に対しては、残留熱除去
系７を設置して対処している。冷却材喪失事故後
ECCSが作動し炉心が再冠水された以降は、炉心
崩壊熱はECCS水によりドライウエルに、更にベ
ント管６を介してサプレツシヨンプール５に移行
する。プール水の熱は残留熱除去系７の熱交機器
９により原子炉格納容器外に除去される。 〔発明が解決しようとする問題点〕 上記従来技術の沸騰水型原子炉の原子炉格納容
器では、長期間にわたる炉心崩壊熱の除去に関し
て、残留熱除去系を設置しこれに対処している
が、そのためのコスト高及び核分裂生成物を含ん
だプール水が原子炉格納容器外に引き回される。
ポンプ、弁熱交換器などの動的機器を設置するた
め固有安全度が若干低下するなどの問題があつ
た。 本発明の目的は、上記従来技術の原子炉格納容
器の壁からの自然放熱を大幅に増加させ、経済性
及び固有安全性向上が計れるのに好適な原子炉格
納容器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手段は、軽水型原子炉設備
の原子炉圧力容器を内包する鋼製の原子炉格納容
器において、前記原子炉格納容器壁内側に複数個
の突起部を前記原子炉圧力容器を内包するドライ
ウエル空間及びプール水を内包するサプレツシヨ
ンチエンバ内の気相部に限定して設置し、前記サ
プレツシヨンチエンバの外周囲に前記原子炉格納
容器の鋼製壁に接して外周プールを装備したこと
を特徴とする自然放熱型原子炉格納容器である。 〔作用〕 上記目的を達成する手段によれば、ドライウエ
ル空間部及びプール水を内包するサプレツシヨン
チエンバ内の気相部にあつては、突起部により、
熱伝達面積の増加と、非凝縮性ガスの壁面での薄
膜層形成による熱伝達阻害を低減させることがで
きるから、壁面での蒸気凝縮熱伝達率を大きく出
来る作用が得られ、更には、サプレツシヨンチエ
ンバ内のプール水に移行してきた熱は、そのプー
ル水に対流を促し、そのプール水が対流して原子
炉格納容器の鋼製壁に接して鋼製壁に熱を移行さ
せ、その鋼製壁に接した外周プール内のプール水
は対流が促され、原子炉格納容器の鋼製壁に次々
接してその鋼製壁から外周プールのプール水へ熱
を奪つて外周プールに放熱される作用が得られ、
これらの各作用により、動的機器に頼ること無く
して原子炉格納容器壁からの自然放熱が促進され
る。 〔実施例〕 以下に本発明の実施例を説明する。 本発明が対象としている自然放熱型原子炉格納
容器は、原子炉格納容器壁からの自然放熱により
長期にわたる炉心崩壊熱の除去を達成させるため
原子炉格納容器の内側気相部に対向する壁に複数
の突出部（フイン）を設置したことが特徴となつ
ている。 冷却材喪失後の原子炉格納容器内気相部は、高
温高圧の蒸気と初期に存在していた空気の混合物
で満たされている。原子炉格納容器壁面での蒸気
凝縮過程での蒸気凝縮過程において凝縮面に非凝
縮性の空気の薄膜が形成され、凝縮熱伝達係数を
著しく劣化する傾向がある。 これは、凝縮面近傍に雰囲気が停滞した層流領
域が形成され、かつこの領域に非凝縮性ガスが蓄
積するからである。 そこで、本発明では原子炉格納容器内側壁に表
−１のNo.４の形状をした複数の突起部（フイン）
を設置した。これは、原子炉格納容器内雰囲気と
格納容器壁との熱伝達面積を増加させるだけでな
く、凝縮面での空気の蓄積に影響を受けずに熱伝
達係数を増大させ、格納容器空間部からの自然放
熱を増大させることができる。 蒸気凝縮面（熱伝達面）の形状によつては、表
−１に示すように上記の空気の薄膜層の影響を回
避し蒸気熱伝達性を増大させることができる。

【表】 ＊＊ 本発明の格納容器壁面形状
以下に、突起部（フイン）による熱伝達の向上
効果を第３図にて説明する。高温状態の非凝縮性
ガス（空気）と蒸気が混在している雰囲気（冷却
材喪失事故後の原子炉格納容器内の雰囲気は、空
気量と蒸気量がほぼ等しい。）と低温側の蒸気凝
縮面（原子炉格納容器）との間の熱伝達を考えた
場合、空気と蒸気の均質混合雰囲気（破断口から
の冷却材放出が駆動力となり雰囲気は活性化して
いる。）が蒸気凝縮面に移行し蒸気は凝縮され非
常に熱伝達がよい。しかし、雰囲気中の熱伝達率
の悪い空気の一部が、第３図１，２に示すように
蒸気凝縮面に停滞し非常に薄い層流領域を形成し
てしまう。この空気薄膜層により、その内側の空
気／蒸気の混合雰囲気と蒸気凝縮面との熱伝達は
空気薄膜層を介しての蒸気の拡散でしか行われな
くなり極端に熱伝達が悪化する。空気量と蒸気量
の比と熱伝達率の関係は、第３図３，４に示すよ
うに空気量の割合が大きくなると熱伝達率が悪化
することが知られている。 上記の空気薄膜は、蒸気凝縮面の極めて近傍付
近（約１〜２mm）に形成される層流領域であるの
で、凝縮面よりの突起部を設置すれば突起部表面
には形成されない。（突起部付根の微少部分に形
成される可能性があるとしても問題ない。） 本発明では、上記の突起部（フイン）の効果を
利用することにより、空気／蒸気の混合雰囲気領
域と突起部（フイン）との有効な熱伝達を促進
し、また、突起部（フイン）により熱伝達面積を
増加させ、原子炉格納容器空間部壁からの自然放
熱を促進する。 上記の作用原理に基づく本発明のより具体的実
施例を各図を用いて説明する。 第１図に本発明の自然放熱型原子炉の原子炉格
納容器を示す。 第１図において、自然放熱型原子炉格納容器２
は原子炉圧力容器１を内包する空間部の内壁に突
起部（フイン）１４を設けたドライウエル３とサ
プレツシヨンプール５を内蔵する空間部内壁に突
起部（フイン）１４を設けたサプレツシヨンチエ
ンバ４とドライウエル３とサプレツシヨンプール
５を連結するベント管６とサプレツシヨンチエン
バ４外周に設置された外周プール１１とから構成
されている。 万一、冷却材喪失事故が発生した場合原子炉圧
力容器１からドライウエル３に高温高圧の蒸気が
放出されドライウエル３内の圧力と温度とが急激
に上昇し、ドライウエル３内雰囲気はベント管６
を通つてサプレツシヨンプール５に放出される。
蒸気はサプレツシヨンプール５で完全に凝縮され
格納容器内２の過渡の圧力上昇を抑制する。この
ため、ドライウエル３内空気は、プール５を通り
サプレツシヨンチエンバ４空間部に移行し、サプ
レツシヨンチエンバ空間部の圧力を上昇させる。 事故後長期間においては、炉心崩壊熱はECCS
水に吸収されドライウエル３に移行し、更にベン
ト管６を介してサプレツシヨンプール５に移行し
各各、ドライウエル空間部、サプレツシヨンチエ
ンバ空間部、サプレツシヨンプール水に分配され
る。 原子炉格納容器２空間部内側壁に設置された突
起部（フイン）１４は、熱伝達率、熱伝達面積を
増大させ、かつその形状効果により空気薄膜層に
よる熱伝達阻害の影響を低減させ、上記のドライ
ウエル３及びサプレツシヨンチエンバ４空間部に
放出された炉心崩壊熱の原子炉格納容器２壁への
熱伝達を促進し、原子炉格納容器２壁からの自然
放熱量を増大させる。 また、サプレツシヨンプール５に移行した炉心
崩壊熱は、プール５内側壁を介して外周プール５
水に移行する。 具体的な除熱能力について以下に示す。 本発明の突起部（フイン）を採用した場合とし
ない場合の原子炉格納容器空間部壁からの除熱量
を比較して以下に示す。 これにより、突起部（フイン）を設置した場合
の空間部からの除熱量は、設置しない場合に比べ
て表２の如く約２〜10倍となる。

〔発明の効果〕

本発明によれば、事故時に原子炉格納容器内の
熱が移行する先であるサプレツシヨンチエンバを
外周プールに接して水冷により効率良く熱除去出
来、さらには原子炉格納容器壁内側に突起部を設
置することにより格納容器内雰囲気と格納容器壁
との熱伝達面積を増加させ、また、空気薄膜層に
よる熱伝達の阻害を低減し熱伝達を増大させ、格
納容器空間部壁からの自然放熱を増大させ、以上
により固有安全性の向上と残留熱除去系を削除な
いしは必要性を低減することによる経済性の向上
を図ることができる。

【図面の簡単な説明】

第１図ａは本発明の一実施例による原子炉格納
容器の縦断面図、第１図ｂは第１図ａ部のＡ矢印
部拡大断面図、第２図ａ，ｂ，ｃ，ｄ，ｅ，ｆ，
ｇ，ｈは各々第１図ｂに示し突起部の各変形例を
示す斜視図、第３図１，２，３，４は第１図ｂの
突起部によつて生じる各特性のグラフ図、第４図
は本発明の実施例における自然放熱量と炉心崩壊
熱との関係を示したグラフ図、第５図は従来の原
子炉格納容器の縦断面図、第６図ａは本発明の熱
的評価における各構造部分の寸法図、第６図ｂは
第６図ａ中のＡ矢印部拡大断面図である。 １…原子炉圧力容器、２…原子炉格納容器、３
…ドライウエル、４…サプレツシヨンチエンバ、
５…サプレツシヨンプール、６…ベント管、７…
残留熱除去系、８…残留熱除去系ポンプ、９…残
留熱除去系熱交換器、１０…スプレイヘツダ、１
１…外周プール、１２…外周プール空間部、１３
…原子炉建屋、１４…突起部（フイン）。

【特許請求の範囲】

１ 多数の格子空間を有する支持格子と、この支
持格子の格子空間に挿通されて上記格子空間を形
成する壁面によつて支持された燃料棒とを備えて
ある燃料集合体を組み立てるに際し、 薄肉帯状をなすストラツプと、このストラツプ
の一方の面にその長手方向に一定間隔をもつて立
設された複数のストラツプ部材とからなる格子部
材の、上記ストラツプと隣接する二つのストラツ
プ部材とによつて形成されるコ字状の溝部内に開
放側から上記燃料棒をその軸線と直交する方向に
移動させて挿入し、次に上記燃料棒が挿入された
格子部材のストラツプ部材間に、次の格子部材の
ストラツプの他方の面を固定するとともに、その
固定された次の格子部材の上記溝部内に上記燃料
棒を挿入する工程を繰り返し、その後、燃料棒が
最終的に挿入されて層状をなす格子部材のストラ
ツプ部材間に上記ストラツプと同様な形状のスト
ラツプを固定することを特徴とする燃料集合体の
組立方法。 ２ 薄肉帯状をなすストラツプ、およびその長手
方向に一定間隔をもつて立設され、かつ自由端部
に突出部を有する複数のストラツプ部材を備えた
第一の格子部材と、この第一の格子部材と同形を
なし、上記ストラツプ部材の端部上間に上記第一
の格子部材と同方向に層状に配設されるととも
に、それぞれのストラツプに、隣接する第一また