JPH0579959B2 - - Google Patents
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- JPH0579959B2 JPH0579959B2 JP1124616A JP12461689A JPH0579959B2 JP H0579959 B2 JPH0579959 B2 JP H0579959B2 JP 1124616 A JP1124616 A JP 1124616A JP 12461689 A JP12461689 A JP 12461689A JP H0579959 B2 JPH0579959 B2 JP H0579959B2
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/10—Means for preventing contamination in the event of leakage, e.g. double wall
-
- 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
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
発明の分野
本発明は、液冷型分裂炉プラント複合体に関
し、特に核分裂性燃料装入型原子炉を格納する格
納構造物の受動もしくは自己作動冷却装置に関す
る。
し、特に核分裂性燃料装入型原子炉を格納する格
納構造物の受動もしくは自己作動冷却装置に関す
る。
発明の背景
動力発生用核分裂炉は、通常、安全対策として
の格納構造物に格納されている。原子炉格納容器
は、熱発生核分裂性燃料とシステムの付随する構
成部分(例えば、放射線源および/または放射性
核分裂生成物の運搬源および/もしくは手段とな
る冷却材/熱移動手段の諸部分)からなる炉心を
格納する原子炉圧力容器を密閉するように設計さ
れて採用される。したがつて、原子炉を格納する
格納構造物は、原子炉並びに、原子炉容器、特に
該容器に関連する冷却装置から漏れる虞れのある
水、水蒸気、ガスまたは蒸気、および混入した核
分裂生成物または他の放射線源を含む全ての内容
物を密封することによつて制限領域内に封入した
構成部分を隔離しなければならない。
の格納構造物に格納されている。原子炉格納容器
は、熱発生核分裂性燃料とシステムの付随する構
成部分(例えば、放射線源および/または放射性
核分裂生成物の運搬源および/もしくは手段とな
る冷却材/熱移動手段の諸部分)からなる炉心を
格納する原子炉圧力容器を密閉するように設計さ
れて採用される。したがつて、原子炉を格納する
格納構造物は、原子炉並びに、原子炉容器、特に
該容器に関連する冷却装置から漏れる虞れのある
水、水蒸気、ガスまたは蒸気、および混入した核
分裂生成物または他の放射線源を含む全ての内容
物を密封することによつて制限領域内に封入した
構成部分を隔離しなければならない。
密閉された内容物を外気から安全に隔離する効
果の高い流体不透過性閉込め構造物によつて上述
の要件を満たす築造物を提供することは、一般的
には、エンジニアリングまたは築造上の顕著な障
害でも目標となるものでもない。
果の高い流体不透過性閉込め構造物によつて上述
の要件を満たす築造物を提供することは、一般的
には、エンジニアリングまたは築造上の顕著な障
害でも目標となるものでもない。
しかし、例えば冷却材喪失のような原子炉シス
テムの故障の場合には、大量の高温の加圧水が原
子炉から格納構造物内へ放出される虞れがある。
この高温の加圧水は、フラツシング水蒸気となつ
て、放射性核分裂生成物を随伴し、かつ格納構造
物内の圧力および温度を相当上昇させる虞れがあ
る。このような事故は、「耐漏出性」格納構造物
の領域内に高圧および高温を発生させる虞れがあ
る。このため、格納構造物には原子炉装置から発
生しうる全ての潜在的災害物質を封入する設計責
務を遂行する健全性と能力とに対して重大な要求
が課せられる。
テムの故障の場合には、大量の高温の加圧水が原
子炉から格納構造物内へ放出される虞れがある。
この高温の加圧水は、フラツシング水蒸気となつ
て、放射性核分裂生成物を随伴し、かつ格納構造
物内の圧力および温度を相当上昇させる虞れがあ
る。このような事故は、「耐漏出性」格納構造物
の領域内に高圧および高温を発生させる虞れがあ
る。このため、格納構造物には原子炉装置から発
生しうる全ての潜在的災害物質を封入する設計責
務を遂行する健全性と能力とに対して重大な要求
が課せられる。
内在する高い熱エネルギおよびフツシング水蒸
気に基づく潜在的に有害な高圧は、この水蒸気が
範囲環境の中へ放出されることにもなる放射性核
分裂生成物を取り込んで運ぶ可能性があるので、
単に格納容器から放出して減圧したり、あるいは
外気へ逃がしたりすることはできない。
気に基づく潜在的に有害な高圧は、この水蒸気が
範囲環境の中へ放出されることにもなる放射性核
分裂生成物を取り込んで運ぶ可能性があるので、
単に格納容器から放出して減圧したり、あるいは
外気へ逃がしたりすることはできない。
過圧問題に対処するため種々の圧力抑制案がこ
れまで提案され計画された。これらの案には、例
えば、米国特許第3713968号、第4362693号、第
4473528号および第4526743号に開示された設計の
ように、生成途上のもしくはフラツシング水蒸気
を凝縮し、事故により生じた過大圧を下げる種々
の措置または装置が含まれている。
れまで提案され計画された。これらの案には、例
えば、米国特許第3713968号、第4362693号、第
4473528号および第4526743号に開示された設計の
ように、生成途上のもしくはフラツシング水蒸気
を凝縮し、事故により生じた過大圧を下げる種々
の措置または装置が含まれている。
水蒸気によつて生じた高圧を緩和する有効な圧
力抑制手段がない場合には、包囲する格納構造物
は、極めて高いコストで設計され築造されなけれ
ばならず、相当高い内部流体圧に耐え、かつこの
圧を封じ込めるように保守されなければならな
い。しかし、相当な鉄筋格納構造物でさえ、かつ
典型的な動力発生原子炉プラントの温度/圧力ポ
テンシヤルを考慮しなくても耐えられると確信す
ることができない。
力抑制手段がない場合には、包囲する格納構造物
は、極めて高いコストで設計され築造されなけれ
ばならず、相当高い内部流体圧に耐え、かつこの
圧を封じ込めるように保守されなければならな
い。しかし、相当な鉄筋格納構造物でさえ、かつ
典型的な動力発生原子炉プラントの温度/圧力ポ
テンシヤルを考慮しなくても耐えられると確信す
ることができない。
発明の要旨
本発明は、核分裂原子炉プラントの格納構造物
の受動冷却装置から成る。この冷却装置は、周囲
温度を低下させて水蒸気を凝縮することにより原
子炉格納容器内の過大圧を放出もしくは排除する
ために、原子炉格納容器の内部環境の温度を低下
させる手段を備えている。上記受動冷却装置は、
汚染放射性核分裂生成物のない環境への熱エネル
ギの安全な放散を可能とする連続した伝熱過程を
伴う。
の受動冷却装置から成る。この冷却装置は、周囲
温度を低下させて水蒸気を凝縮することにより原
子炉格納容器内の過大圧を放出もしくは排除する
ために、原子炉格納容器の内部環境の温度を低下
させる手段を備えている。上記受動冷却装置は、
汚染放射性核分裂生成物のない環境への熱エネル
ギの安全な放散を可能とする連続した伝熱過程を
伴う。
発明の目的
本発明の目的は、核分裂原子炉プラントの新
規、かつ、改良された格納装置を提供することで
ある。
規、かつ、改良された格納装置を提供することで
ある。
本発明の他の目的は、核分裂原子炉格納構造物
の受動冷却装置を提供することである。
の受動冷却装置を提供することである。
本発明の更に他の目的は、受動もしくは自己作
動冷却構造を有する原子炉格納容器の機能的改良
を提供することである。
動冷却構造を有する原子炉格納容器の機能的改良
を提供することである。
本発明の更に他の目的は、原子炉プラントの格
納構造物の受動圧力抑制装置を提供することであ
る。
納構造物の受動圧力抑制装置を提供することであ
る。
本発明の更に他の目的は、自然対流伝熱に基づ
く、核分裂原子炉格納構造物の冷却装置を提供す
ることである。
く、核分裂原子炉格納構造物の冷却装置を提供す
ることである。
発明の説明
図面、特に第1図に示されているように、原子
炉プラント複合体10は、核分裂性燃料の熱生産
炉心14を格納する圧力容器12から成る原子炉
を有する。燃料は、核分裂に基づく発生熱を周囲
の冷却材に伝える。この冷却材は、通常いわゆる
沸騰水型原子炉における様に水蒸気を直接発生す
るか、または、いわゆる加圧水型原子炉における
様に水蒸気を間接発生するための伝熱媒体として
機能する水から成る。冷却材循環パイプ16およ
び18は、燃料の熱出力を伝達するために原子炉
圧力容器12内へ冷却水が流入し、加熱された水
および/または水蒸気を該圧力容器から例えば発
電のような用途に向けて送給するのに備えられて
おり、その後、冷却水は、循環路を通じて元に戻
る。
炉プラント複合体10は、核分裂性燃料の熱生産
炉心14を格納する圧力容器12から成る原子炉
を有する。燃料は、核分裂に基づく発生熱を周囲
の冷却材に伝える。この冷却材は、通常いわゆる
沸騰水型原子炉における様に水蒸気を直接発生す
るか、または、いわゆる加圧水型原子炉における
様に水蒸気を間接発生するための伝熱媒体として
機能する水から成る。冷却材循環パイプ16およ
び18は、燃料の熱出力を伝達するために原子炉
圧力容器12内へ冷却水が流入し、加熱された水
および/または水蒸気を該圧力容器から例えば発
電のような用途に向けて送給するのに備えられて
おり、その後、冷却水は、循環路を通じて元に戻
る。
燃料コア14を収容した圧力容器12および所
定の関連構成部分から成る原子炉は、格納構造物
20内に密閉されている。格納構造物20は、該
格納構造物に接触して流体を通さないライナ22
を有する。上記格納構造物は、土台または床、垂
直側壁、および放射性物質の制限領域から外気へ
の漏れを防止するように設計されたドームまたは
屋根を有する。
定の関連構成部分から成る原子炉は、格納構造物
20内に密閉されている。格納構造物20は、該
格納構造物に接触して流体を通さないライナ22
を有する。上記格納構造物は、土台または床、垂
直側壁、および放射性物質の制限領域から外気へ
の漏れを防止するように設計されたドームまたは
屋根を有する。
通常の水冷却型原子炉においては、格納構造物
20は、原子炉圧力容器12のほかに、特殊な責
務または目的を達成するために設計された数多く
のセル状室もしくは隔室を有する。例えば、原子
炉圧力容器12は、原子炉運転に関連した漏れま
たは他の原因による水、水蒸気または他の蒸気の
溢れもしくはこぼれを受入れ保持するドライウエ
ル24を構成する1個または2個以上の隣合つた
室によつて包囲することができる。
20は、原子炉圧力容器12のほかに、特殊な責
務または目的を達成するために設計された数多く
のセル状室もしくは隔室を有する。例えば、原子
炉圧力容器12は、原子炉運転に関連した漏れま
たは他の原因による水、水蒸気または他の蒸気の
溢れもしくはこぼれを受入れ保持するドライウエ
ル24を構成する1個または2個以上の隣合つた
室によつて包囲することができる。
一部が水で満たされた1個または2個以上の室
は、その中の水プールの液面下で水蒸気を冷却し
凝縮するための圧力抑制プール26を形成する。
圧力抑制プール26は、導管28を介して1個ま
たは2個以上のドライウエル室に流体的に連通し
ている。上記導管は、その一端でドライウエル室
24の上部内に通じており、他端で圧力抑制プー
ル室26中の水プールの液面下にある該圧力抑制
プール室の下部内に通じている。したがつて、圧
力容器およびそれに接続した循環路の高温および
高圧の制限領域から漏れた水から逃散またはフラ
ツシング蒸発した水蒸気は、ドライウエル室24
内に収容される。発生する熱水から逃散またはフ
ラツシング蒸発した水蒸気の固有圧は、最後にド
ライウエル室24から導管28を通じて、圧力抑
制プール室26内の水プールの液面下へ強制的に
導かれる。水蒸気とプール水との水中接触により
水蒸気は凝縮し、それにより、漏れた水蒸気もし
くは漏れた高温および高圧水からフラツシング蒸
発した水蒸気により最初のうち発生した格納構造
物20内の水蒸気増圧分を減圧する。
は、その中の水プールの液面下で水蒸気を冷却し
凝縮するための圧力抑制プール26を形成する。
圧力抑制プール26は、導管28を介して1個ま
たは2個以上のドライウエル室に流体的に連通し
ている。上記導管は、その一端でドライウエル室
24の上部内に通じており、他端で圧力抑制プー
ル室26中の水プールの液面下にある該圧力抑制
プール室の下部内に通じている。したがつて、圧
力容器およびそれに接続した循環路の高温および
高圧の制限領域から漏れた水から逃散またはフラ
ツシング蒸発した水蒸気は、ドライウエル室24
内に収容される。発生する熱水から逃散またはフ
ラツシング蒸発した水蒸気の固有圧は、最後にド
ライウエル室24から導管28を通じて、圧力抑
制プール室26内の水プールの液面下へ強制的に
導かれる。水蒸気とプール水との水中接触により
水蒸気は凝縮し、それにより、漏れた水蒸気もし
くは漏れた高温および高圧水からフラツシング蒸
発した水蒸気により最初のうち発生した格納構造
物20内の水蒸気増圧分を減圧する。
本発明の好適な実施例によれば、補水プール3
0を有する、水を収容した1個または2個以上の
隔室が圧力抑制プール室26の上方、かつ、これ
に近接して設けられている。
0を有する、水を収容した1個または2個以上の
隔室が圧力抑制プール室26の上方、かつ、これ
に近接して設けられている。
導管32および34から成る多重管が圧力抑制
プール室26の側壁に連設された状態で該圧力抑
制プール室内に配置されている。導管32は、圧
力抑制プール室26の壁内面に連設された状態で
配置されている。導管32および34は、圧力抑
制プール室26の上部から該圧力抑制プール室の
底面の方へ延びている。該底面において、導管3
2は、通常U字形の接続部を含む連結部36を介
して導管34に流体的に連通している。導管34
は、導管32に連設した状態で配置され、圧力抑
制プール室26の内部環境に曝された表面を有す
るとともに、室30の底面に近接した、導管32
との連結部36から立上り、該室30の上部まで
延びている。したがつて、連結部36を介して導
管32と導管34とが結合されることにより、圧
力抑制プール室26の壁に連設された導管32内
を下方へ延び、該壁と導管34との間を通り、連
結部36、および圧力抑制プール室26の内部環
境に曝された表面を有する導管34によるバツク
アツプを回つて延びた多重流体循環路を構成す
る。
プール室26の側壁に連設された状態で該圧力抑
制プール室内に配置されている。導管32は、圧
力抑制プール室26の壁内面に連設された状態で
配置されている。導管32および34は、圧力抑
制プール室26の上部から該圧力抑制プール室の
底面の方へ延びている。該底面において、導管3
2は、通常U字形の接続部を含む連結部36を介
して導管34に流体的に連通している。導管34
は、導管32に連設した状態で配置され、圧力抑
制プール室26の内部環境に曝された表面を有す
るとともに、室30の底面に近接した、導管32
との連結部36から立上り、該室30の上部まで
延びている。したがつて、連結部36を介して導
管32と導管34とが結合されることにより、圧
力抑制プール室26の壁に連設された導管32内
を下方へ延び、該壁と導管34との間を通り、連
結部36、および圧力抑制プール室26の内部環
境に曝された表面を有する導管34によるバツク
アツプを回つて延びた多重流体循環路を構成す
る。
圧力抑制プール室26内を下方へ突出した導管
32および34は、導管32が圧力抑制プール室
26の壁に連設された状態で、かつ、該壁と導管
34との間に介在して食違い模様に配置すること
ができる。これにより、導管32は圧力抑制プー
ル室26の内部に曝される表面を有しない、しか
し、全ての導管34は、圧力抑制プール室26の
内部に曝される表面を有する。この食違い模様配
置は、第3図に示されており、導管32は、冷流
のために備えられ、導管34は、熱流のために備
えられている。他の実施例として、導管32およ
び34は、第6図に示されているように、冷流に
備えた直径が小さい方の導管32が熱流に備えた
直径が大きい方の導管34内に密閉された一対の
同軸パイプから成る入れ子式構造として設けるこ
とができる。この同軸パイプの実施例は、例え
ば、モジユールまたは束状にまとめられ、または
並列もしくは他のパターンに整列された複数個の
同心ユニツトを含む種々の構造として設けること
ができる。この実施例の一変形例が第7図に示さ
れている。この図では、熱流用導管34を含む同
心構造の外管は、熱流用であつた冷流用導管32
を囲む主導管34に近接して平行に伸びたパター
ンに配置され、該主導管より小さく、主導管の外
側にあり、ほぼ主導管に平行な分岐多重導管2
3′を有する。
32および34は、導管32が圧力抑制プール室
26の壁に連設された状態で、かつ、該壁と導管
34との間に介在して食違い模様に配置すること
ができる。これにより、導管32は圧力抑制プー
ル室26の内部に曝される表面を有しない、しか
し、全ての導管34は、圧力抑制プール室26の
内部に曝される表面を有する。この食違い模様配
置は、第3図に示されており、導管32は、冷流
のために備えられ、導管34は、熱流のために備
えられている。他の実施例として、導管32およ
び34は、第6図に示されているように、冷流に
備えた直径が小さい方の導管32が熱流に備えた
直径が大きい方の導管34内に密閉された一対の
同軸パイプから成る入れ子式構造として設けるこ
とができる。この同軸パイプの実施例は、例え
ば、モジユールまたは束状にまとめられ、または
並列もしくは他のパターンに整列された複数個の
同心ユニツトを含む種々の構造として設けること
ができる。この実施例の一変形例が第7図に示さ
れている。この図では、熱流用導管34を含む同
心構造の外管は、熱流用であつた冷流用導管32
を囲む主導管34に近接して平行に伸びたパター
ンに配置され、該主導管より小さく、主導管の外
側にあり、ほぼ主導管に平行な分岐多重導管2
3′を有する。
重力および対流伝熱の概念に基づくこのシステ
ムにより形成された流れ構造は、補水プール隔室
30によつて供給される。放射性生成物から隔離
された液体によつて冷却効果を生じるように利用
される数多くのタイプのうちの代表例である。
ムにより形成された流れ構造は、補水プール隔室
30によつて供給される。放射性生成物から隔離
された液体によつて冷却効果を生じるように利用
される数多くのタイプのうちの代表例である。
導管32の上端または終端は、第1冷流母管3
8またはマニホルドと接続し流体的に連通し、導
管34の上端または終端は、第2熱流母管40ま
たはマニホルドと接続し流体的に連通する。第1
および第2母管38および40は、導管42およ
び44を介して、それぞれ補水プール隔室30に
流体的に連通している。導管42および44は、
第2,第4および第5図に示されているように、
それぞれ母管38および40から延びてバツブル
46の両側でそれぞれ補水プール隔室30に入
り、これと流体的に接続する。
8またはマニホルドと接続し流体的に連通し、導
管34の上端または終端は、第2熱流母管40ま
たはマニホルドと接続し流体的に連通する。第1
および第2母管38および40は、導管42およ
び44を介して、それぞれ補水プール隔室30に
流体的に連通している。導管42および44は、
第2,第4および第5図に示されているように、
それぞれ母管38および40から延びてバツブル
46の両側でそれぞれ補水プール隔室30に入
り、これと流体的に接続する。
したがつて、導管32および34は、補水プー
ル隔室30内のバツフル46の一方側から導管4
2および44、および母管38および40を通つ
て圧力抑制プール室26内の下方へ延び、バツフ
ル46の他方側で補水プール隔室30まで戻る流
体通路を形成する。
ル隔室30内のバツフル46の一方側から導管4
2および44、および母管38および40を通つ
て圧力抑制プール室26内の下方へ延び、バツフ
ル46の他方側で補水プール隔室30まで戻る流
体通路を形成する。
第2,第4および第5図に示された母管および
導管は、それぞれ補水プール30と流体的に連通
した状態で導管32へ冷流を配分し導管34から
熱流を集めるためのものであるが、該母管および
導管の他の実施例が第10図〜第14図に示され
ている他の変形例は、導管34の端部と接続し流
体的に連通した熱流母管40内に配置された冷流
母管38と導管32の上端が接続し流体的に連通
するように設けられている。母管38を補水プー
ル30に接続する冷流導管42も熱流導管44を
貫通している。該熱流導管は、バツフル46に関
して導管42と反対の位置において、母管40を
補水プール30に接続させる。
導管は、それぞれ補水プール30と流体的に連通
した状態で導管32へ冷流を配分し導管34から
熱流を集めるためのものであるが、該母管および
導管の他の実施例が第10図〜第14図に示され
ている他の変形例は、導管34の端部と接続し流
体的に連通した熱流母管40内に配置された冷流
母管38と導管32の上端が接続し流体的に連通
するように設けられている。母管38を補水プー
ル30に接続する冷流導管42も熱流導管44を
貫通している。該熱流導管は、バツフル46に関
して導管42と反対の位置において、母管40を
補水プール30に接続させる。
本発明の好適な実施例によれば、例えば、設備
の破壊または他の原因に帰される漏出熱加圧水に
よる水蒸気漏れ、またはフラツシング蒸発した水
蒸気による格納構造物20内の過大圧は、上述し
たシステムによつて長期間に亘つて次のように減
圧され調整される。すなわち、漏出水によりドラ
イウエル室24内へ漏れた、またはフラツシング
蒸発した水蒸気によつて生じた昇圧により、上記
水蒸気および熱蒸気は導管28を通じて、圧力抑
制プール室26内の水の液面下において、圧力抑
制プールに強制的に流入させられる。水蒸気は、
圧力抑制プール内で凝縮されることにより、圧力
抑制プールの圧力を減圧する一方、該圧力抑制プ
ールの温度を上昇させ、繰り延べられた水蒸気の
放出の次の凝縮のための圧力抑制プールの適応力
を減らすことになる。
の破壊または他の原因に帰される漏出熱加圧水に
よる水蒸気漏れ、またはフラツシング蒸発した水
蒸気による格納構造物20内の過大圧は、上述し
たシステムによつて長期間に亘つて次のように減
圧され調整される。すなわち、漏出水によりドラ
イウエル室24内へ漏れた、またはフラツシング
蒸発した水蒸気によつて生じた昇圧により、上記
水蒸気および熱蒸気は導管28を通じて、圧力抑
制プール室26内の水の液面下において、圧力抑
制プールに強制的に流入させられる。水蒸気は、
圧力抑制プール内で凝縮されることにより、圧力
抑制プールの圧力を減圧する一方、該圧力抑制プ
ールの温度を上昇させ、繰り延べられた水蒸気の
放出の次の凝縮のための圧力抑制プールの適応力
を減らすことになる。
本発明の受動冷却装置は、自然対流による熱移
動および伝達によつて圧力抑制プール26の水の
温度上昇によつて自己作動し維持される。圧力抑
制プール室26内の温度上昇により、導管34内
の水を加熱し蒸気化するように導管34の被曝面
にエネルギーが伝えられ、導管34内を上方に移
動し母管40内へ入るという加熱水および/もし
くは蒸気の自然対流を開始する。該加熱水およ
び/もしくは蒸気は、母管40から導管44を通
つて補水プール隔室30に入り、熱エネルギを放
出し、該熱エネルギは、蒸発によつて放散され
る。導管34内における加熱水の上方移動に代え
て、冷却水が補水プール隔室30内のバツフル4
6の他の側から流下し母管38および導管32を
通過し、圧力抑制プール室および格納構造物20
の壁を冷却する。その後、循環水は、圧力抑制プ
ール室26から余分の熱エネルギを奪うバツクア
ツプ導管34を再生するために連結部36へ到達
しこれを通過する。このように、本発明の受動冷
却装置は、補水プール隔室30内に水が保持され
ている限り、自己作動し継続する自然対流伝熱に
よる媒体を通じ凝縮し冷却することによつて、水
蒸気に帰せられる過大圧を継続して放出する。
動および伝達によつて圧力抑制プール26の水の
温度上昇によつて自己作動し維持される。圧力抑
制プール室26内の温度上昇により、導管34内
の水を加熱し蒸気化するように導管34の被曝面
にエネルギーが伝えられ、導管34内を上方に移
動し母管40内へ入るという加熱水および/もし
くは蒸気の自然対流を開始する。該加熱水およ
び/もしくは蒸気は、母管40から導管44を通
つて補水プール隔室30に入り、熱エネルギを放
出し、該熱エネルギは、蒸発によつて放散され
る。導管34内における加熱水の上方移動に代え
て、冷却水が補水プール隔室30内のバツフル4
6の他の側から流下し母管38および導管32を
通過し、圧力抑制プール室および格納構造物20
の壁を冷却する。その後、循環水は、圧力抑制プ
ール室26から余分の熱エネルギを奪うバツクア
ツプ導管34を再生するために連結部36へ到達
しこれを通過する。このように、本発明の受動冷
却装置は、補水プール隔室30内に水が保持され
ている限り、自己作動し継続する自然対流伝熱に
よる媒体を通じ凝縮し冷却することによつて、水
蒸気に帰せられる過大圧を継続して放出する。
また、補水プール隔室30並びに導管32およ
び34は、付随する接続部とともに、独立した循
環システムを構成し、そのシステム内の水/蒸気
伝熱媒体が原子炉装置から物理的に隔離される循
環システムを有しているので、該水/蒸気伝熱媒
体は、放射性物質によつて汚染されない。冷却凝
縮装置のこの隔離部から生じた水および/または
蒸気は、汚染または健康災害を引起すことなく外
部環境に放出することができる。補水プール内の
ベント48は、放射性汚染のない蒸気とともに圧
力および熱を補水プール隔室30から大気へ放出
するように設けることができる。
び34は、付随する接続部とともに、独立した循
環システムを構成し、そのシステム内の水/蒸気
伝熱媒体が原子炉装置から物理的に隔離される循
環システムを有しているので、該水/蒸気伝熱媒
体は、放射性物質によつて汚染されない。冷却凝
縮装置のこの隔離部から生じた水および/または
蒸気は、汚染または健康災害を引起すことなく外
部環境に放出することができる。補水プール内の
ベント48は、放射性汚染のない蒸気とともに圧
力および熱を補水プール隔室30から大気へ放出
するように設けることができる。
本発明の受動冷却装置は、原子炉装置および格
納容器から事故後燃料崩壊熱を除去する有利な手
段を提供する。該冷却装置の機能は、自己作動で
あり、操作員から独立しており、長期間に亘つて
中断することなく自動的に作動する。例えば、3
日間(救済行動のために十分な時間)の独立した
操作に備えるために、補水プールに対して適宜の
給水源を備えることができる。
納容器から事故後燃料崩壊熱を除去する有利な手
段を提供する。該冷却装置の機能は、自己作動で
あり、操作員から独立しており、長期間に亘つて
中断することなく自動的に作動する。例えば、3
日間(救済行動のために十分な時間)の独立した
操作に備えるために、補水プールに対して適宜の
給水源を備えることができる。
第1図は、原子炉プラントを格納する格納構造
物の一部側面垂直断面図、第2図は、第1図に示
された圧力抑制プール室およびその上にある補水
プール隔室の一部の詳細拡大断面図、第3図は、
第2図における2−2線横断面図、第4図は、第
1図に示された圧力抑制プール室の上部およびそ
の上にある補水プール隔室の詳細拡大断面図、第
5図は、第4図における4−4線横断面図、第6
図は、冷流管および熱流管の他の実施例の図、第
7図は、第6図における6−6線横断面図、第8
図は、第6図の実施例の変形例の図、第9図は、
第8図における8−8線横断面図、第10図は、
第1および第2母管もしくはマニホルドの他の実
施例の図、第11図は、第10図の一部の側面
図、第12図は、第10図における10−10線
横断面図、第13図は、第10図の実施例の変形
例の図、第14図は、第13図の一部の側面図で
ある。 10……原子炉プラント複合体、12……圧力
容器、14……炉心、20……格納構造物、24
……ドライウエル、26……圧力抑制プール、2
8……導管、30……補充用プール、32……導
管、34……導管。
物の一部側面垂直断面図、第2図は、第1図に示
された圧力抑制プール室およびその上にある補水
プール隔室の一部の詳細拡大断面図、第3図は、
第2図における2−2線横断面図、第4図は、第
1図に示された圧力抑制プール室の上部およびそ
の上にある補水プール隔室の詳細拡大断面図、第
5図は、第4図における4−4線横断面図、第6
図は、冷流管および熱流管の他の実施例の図、第
7図は、第6図における6−6線横断面図、第8
図は、第6図の実施例の変形例の図、第9図は、
第8図における8−8線横断面図、第10図は、
第1および第2母管もしくはマニホルドの他の実
施例の図、第11図は、第10図の一部の側面
図、第12図は、第10図における10−10線
横断面図、第13図は、第10図の実施例の変形
例の図、第14図は、第13図の一部の側面図で
ある。 10……原子炉プラント複合体、12……圧力
容器、14……炉心、20……格納構造物、24
……ドライウエル、26……圧力抑制プール、2
8……導管、30……補充用プール、32……導
管、34……導管。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1 原子炉プラントの格納構造物内において過大
圧に対する保護を与える、該格納構造物の受動冷
却自然循環装置であつて、核分裂性燃料の熱発生
用コアを収容した圧力容器および該圧力容器の内
部と流体的に連通し該圧力容器から廷出した少な
くとも1本の通路を有する原子炉組立体と、上記
圧力容器に隣接したドライウエル室と、冷却液を
保持し、上記ドライウエル室と圧力抑制プール室
との間の液体的連通を与える通路を有する圧力抑
制プール室と、圧力抑制プール室の上方に配置さ
れた、危険な成分の無い液体のための補充用プー
ルとなる隔室と、圧力抑制プール室内へ下方へ延
びた複数本の通路から成る多重通路とを有し、該
複数本の通路は、その下端において連結部を介し
て隣接した通路と接続され、上方から圧力抑制プ
ール室内へ液体が流下しそして該圧力抑制プール
室の上方まで戻るための閉循環路を形成し、上記
多重通路は、圧力抑制プールの上方において補充
プール隔室と液体的に連通した状態において、下
方連結部から立上つた端部を有することにより、
補充プール隔室内に収容された液体が上記複数本
の通路を流下して圧力抑制プール室の収容物を通
過し補充プール隔室まで戻ることにより、格納構
造物から熱を除去することができる受動冷却自然
循環装置。 2 原子炉プラントの格納構造物内において過大
圧に対する保護を与える、該格納構造物の受動冷
却自然循環装置であつて、核分裂性燃料の熱発生
用炉心を収容した圧力容器および該圧力容器の内
部と流体的に連通し該圧力容器から廷出した少な
くとも1本の通路を有する原子炉組立体と、上記
圧力容器に隣接したドライウエル室と、冷却液を
保持し、上記ドライウエル室と圧力抑制プール室
との間の流体的連通を与える通路を有する圧力抑
制プール室と、圧力制御プール室の上方に配置さ
れた、危険な成分の無い液体のための補充用プー
ルとなる隔室と、圧力抑制プール室内へ下方へ延
び該圧力抑制プール室の壁に連設された複数本の
通路が食い違い配列をなした多重通路とを有し、
該複数本の通路は、その下端において連結部を介
して隣接した通路と接続され上方から圧力抑制プ
ール室内へ液体が流下しそして該圧力抑制プール
室の上方まで戻るための閉循環路を形成し、上記
多重通路は、圧力抑制プールの上方において補充
プール隔室と流体的に連通した状態において、下
方連結部から立上つた端部を有することにより、
補充プール隔室内に収容された液体が上記複数本
の通路を流下して圧力抑制プール室の収容物を通
過し補充プール隔室まで戻ることにより、格納構
造物から熱を除去することができる受動冷却自然
循環装置。 3 連結部を介して、隣接する通路と下端におい
て接続された上記複数本の通路は、補充プール隔
室内に設けられたバツフルの一方の側において補
充プール隔室と流体的に連通する一端を有し、バ
ツフルの他方の側において補充プール隔室と流体
的に連通する他端を有する請求項2に記載の受動
冷却自然循環装置。 4 連結部を介して、隣接する通路と下端におい
て接続された上記複数本の通路は、第1母管を介
して補充プール隔室と流体的に連通する一端を有
し、第2母管を介して補充プール隔室と流体的に
連通する他端を有する請求項2に記載の受動冷却
自然循環装置。 5 圧力抑制プール室内へ下方に延び該圧力抑制
プール室の壁に連設され下端において連結部を介
し隣接の通路と結合された複数本の通路が食い違
い配列をなした多重通路は、連結部から上方へ延
び、表面が圧力抑制プール室の内部およびその収
容物に曝される通路部分を有するとともに、上記
連結部から上方へ延び上記圧力抑制プール室の壁
と上記被曝面を有する上記通路部分との間に配置
された別の通路部分を有する請求項2に記載の受
動冷却自然循環装置。 6 原子炉プラントの格納構造物内において過大
圧に対する保護を与える、該格納構造物の受動冷
却自然循環装置であつて、核分裂性燃料の熱発生
用炉心を収容した圧力容器および該圧力容器の内
部と流体的に連通し該圧力容器から延出した少な
くとも1本の通路を有する原子炉組立体と、上記
圧力容器に隣接したドライウエル室と、冷却液を
保持し、上記ドライウエル室と圧力抑制プール室
との間の流体的連通を与える通路を有する圧力抑
制プール室と、圧力抑制プール室の上方に配置さ
れた、危険な成分の無い水のための補充用プール
となる隔室と、圧力抑制プール室内へ下方へ延び
該圧力抑制プール室の壁に連設された複数本の通
路が食い違い配列をなした多重通路とを有し、該
複数本の通路は、それらの下端において連結部を
介し隣接した通路と接続されて閉循環路を形成す
るとともに、上記補充プール隔室内に設けられた
バツフルの一方の側において上記補充プール隔室
と流体的に連通する一端を有し、上記バツフルの
他方の側において上記補充プール隔室と流体的に
連通する他端を有することにより、上記補充プー
ル隔室から下方へ移動し圧力抑制プール室内へ入
り上記補充プール隔室まで戻る流体通過のための
閉循環路を形成する受動冷却自然循環装置。 7 連結部を介して、隣接する通路と下端におい
て接続された上記複数本の通路は、第1母管を介
して補充プール隔室と流体的に連通する一端を有
し、第2母管を介して補充プール隔室と流体的に
連通する他端を有する請求項6に記載の受動冷却
自然循環装置。 8 圧力抑制プール室内へ下方に延び該圧力抑制
プール室の壁に連設され下端において連結部を介
し隣接の通路と結合された複数本の通路が食い違
い配列をなした多重通路は、連結部から上方へ延
び、表面が圧力抑制プール室の内部およびその収
容物に曝される通路部分を有するとともに、上記
連結部から上方へ延び上記圧力抑制プール室の壁
と上記被曝面を有する上記通路部分との間に配置
された別の通路部分を有する請求項6に記載の受
動冷却自然循環装置。 9 原子炉プラントの格納構造物内において過大
圧に対する保護を与える、該格納構造物の受動冷
却自然循環装置であつて、核分裂性燃料の熱発生
用炉心を収容した圧力容器および該圧力容器の内
部と流体的に連通し該圧力容器から延出した少な
くとも1本の通路を有する原子炉組立体と、上記
圧力容器に隣接したドライウエル室と、冷却液を
保持し、上記ドライウエル室と圧力抑制プール室
との間の液体的連通を与える通路を有する圧力抑
制プール室と、圧力抑制プール室の上方に配置さ
れた、危険な成分の無い液体のための補充用プー
ルとなる隔室と、圧力抑制プール室の壁の間にお
いて該圧力抑制プール室内の下方へ延び、入れ子
式構造を有し同心状に対を成す通路から成る多重
通路とを有し、該複数本の通路は、その下端にお
いて連結部を介し隣接した通路と接続され上方か
ら圧力抑制プール室内へ液体が流下しそして該圧
力抑制プール室の上方まで戻るための閉循環路を
形成し、同心状に対を成す通路から成る上記多重
通路は、圧力抑制プールの上方において補充プー
ル隔室と流体的に連通した状態において、下方連
結部から立上つた端部を有することにより、補充
プール隔室内に収容された液体が上記複数本の通
路を流下して圧力抑制プール室の収容物を通過し
補充プール隔室まで戻ることにより、格納構造物
から熱を除去することができる受動冷却自然循環
装置。 10 上記複数本の通路から成る多重通路は、同
心状の入れ子式構造として対を成し下端において
連結部を介して接続された2本の通路から成る複
数個のユニツトを有し、液体が上方から圧力抑制
プール室内へ流下しそして該圧力抑制プールまで
戻るために上記2本の対を成す通路を貫流する閉
循環路を形成する請求項9に記載の受動冷却自然
循環装置。 11 入れ子式構造として対を成す2本の通路か
ら成るユニツトを複数個含む上記多重通路は、熱
流用に直径の大きな外管によつて同心状に囲まれ
た冷流用小直径内管を有する請求項9に記載の受
動冷却自然循環装置。 12 入れ子式構造として対を成す2本の通路か
ら成るユニツトを複数個含み、熱流用大直径外管
によつて同心状に囲まれた冷流用小直径内管を有
する上記多重通路は、流体的に連通した状態で上
記大直径外管から延び、該大直径外管と隣接した
平行パターンに配置されて、上記冷流用小直径内
管を同心状に囲む上記大直径管と同一方向の熱流
に部分的に関与する複数本の外側分岐管を有する
請求項11に記載の受動冷却自然循環装置。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US07/196,581 US4889682A (en) | 1988-05-20 | 1988-05-20 | Passive cooling system for nuclear reactor containment structure |
| US196,581 | 1988-05-20 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0224594A JPH0224594A (ja) | 1990-01-26 |
| JPH0579959B2 true JPH0579959B2 (ja) | 1993-11-05 |
Family
ID=22725962
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1124616A Granted JPH0224594A (ja) | 1988-05-20 | 1989-05-19 | 原子炉格納構造物の受動冷却装置 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4889682A (ja) |
| EP (1) | EP0342381A3 (ja) |
| JP (1) | JPH0224594A (ja) |
| KR (1) | KR890017714A (ja) |
Families Citing this family (12)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4950448A (en) * | 1989-05-11 | 1990-08-21 | General Electric Company | Passive heat removal from containment |
| US5043136A (en) * | 1990-06-21 | 1991-08-27 | General Electric Company | Passive cooling safety system for liquid metal cooled nuclear reactors |
| US5102617A (en) * | 1990-09-11 | 1992-04-07 | General Electric Company | Passive cooling means for water cooled nuclear reactor plants |
| US5108695A (en) * | 1991-02-25 | 1992-04-28 | Westinghouse Electric Corp. | Ventilating system for an emergency feedwater enclosure in a nuclear power plant |
| CA2150275C (en) * | 1995-05-26 | 2008-10-14 | Norman J. Spinks | Passive emergency water system for water-cooled nuclear reactors |
| US5887043A (en) * | 1995-10-03 | 1999-03-23 | Atomic Energy Of Canada Limited Energie Atomique Du Canad | Passive emergency water system for water-cooled nuclear reactors |
| WO1997016832A1 (en) * | 1995-10-31 | 1997-05-09 | Atomic Energy Of Canada Limited | Passive emergency hydrogen mitigation system for water-cooled nuclear reactors |
| US10706973B2 (en) | 2017-05-02 | 2020-07-07 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Very simplified boiling water reactors for commercial electricity generation |
| US10839966B2 (en) | 2017-05-10 | 2020-11-17 | Westinghouse Electric Company Llc | Vortex driven passive hydrogen recombiner and igniter |
| US10867712B2 (en) | 2017-06-28 | 2020-12-15 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Isolation condenser systems for nuclear reactor commercial electricity generation |
| US11380451B2 (en) | 2017-08-15 | 2022-07-05 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Depressurization and coolant injection systems for very simplified boiling water reactors |
| US11387008B2 (en) * | 2019-12-31 | 2022-07-12 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Passive containment cooling system for boiling water reactor and method of installation |
Family Cites Families (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1151334A (en) * | 1966-04-01 | 1969-05-07 | English Electric Co Ltd | Nuclear Reactors |
| DE1614547A1 (de) * | 1967-06-29 | 1970-08-27 | Siemens Ag | Druckunterdrueckungssystem fuer Schwerwasserkernreaktoren |
| US3454466A (en) * | 1967-12-29 | 1969-07-08 | Atomic Energy Commission | Nuclear reactor containment system for metropolitan sites |
| US3718539A (en) * | 1971-03-31 | 1973-02-27 | Combustion Eng | Passive nuclear reactor safeguard system |
| JPS5279198A (en) * | 1975-12-26 | 1977-07-04 | Hitachi Ltd | Nuclear reactor container |
| SE439211B (sv) * | 1983-09-28 | 1985-06-03 | Asea Atom Ab | Anordning for kylning av ett vermealstrande organ |
-
1988
- 1988-05-20 US US07/196,581 patent/US4889682A/en not_active Expired - Fee Related
-
1989
- 1989-04-21 EP EP89107200A patent/EP0342381A3/en not_active Withdrawn
- 1989-05-16 KR KR1019890006506A patent/KR890017714A/ko not_active Ceased
- 1989-05-19 JP JP1124616A patent/JPH0224594A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP0342381A3 (en) | 1990-06-13 |
| KR890017714A (ko) | 1989-12-16 |
| EP0342381A2 (en) | 1989-11-23 |
| JPH0224594A (ja) | 1990-01-26 |
| US4889682A (en) | 1989-12-26 |
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