JPH07159581A - 原子炉冷却設備 - Google Patents
原子炉冷却設備Info
- Publication number
- JPH07159581A JPH07159581A JP5304970A JP30497093A JPH07159581A JP H07159581 A JPH07159581 A JP H07159581A JP 5304970 A JP5304970 A JP 5304970A JP 30497093 A JP30497093 A JP 30497093A JP H07159581 A JPH07159581 A JP H07159581A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- pool
- reactor
- water
- cooling water
- injector
- 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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-
- 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】
【構成】ドライウェル３内にインジェクタ８を設け、自
動減圧系から蒸気を流入する配管１０，圧力抑制プール
５の冷却水を駆動させる配管９，原子炉圧力容器２内に
冷却材を注水する配管１１をそれぞれ設け、長期的に炉
心１を冠水して冷却する。 【効果】外部電源を使用せず長期的に炉心の冷却ができ
る。また、炉心の冷却を重力落下式冷却水プールで継続
的に行え、冷却設備の軽減ができ容器の小型化が実現で
きる。
動減圧系から蒸気を流入する配管１０，圧力抑制プール
５の冷却水を駆動させる配管９，原子炉圧力容器２内に
冷却材を注水する配管１１をそれぞれ設け、長期的に炉
心１を冠水して冷却する。 【効果】外部電源を使用せず長期的に炉心の冷却ができ
る。また、炉心の冷却を重力落下式冷却水プールで継続
的に行え、冷却設備の軽減ができ容器の小型化が実現で
きる。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は原子炉に係り、原子炉の
安全設計上想定しなければならない冷却材喪失事故時
に、格納容器内の圧力上昇を抑制するのに好適な原子炉
冷却設備に関する。
安全設計上想定しなければならない冷却材喪失事故時
に、格納容器内の圧力上昇を抑制するのに好適な原子炉
冷却設備に関する。
【０００２】
【従来の技術】原子炉の安全設計上想定しなければなら
ない冷却材喪失事故時に、ポンプ等の動的機器を用いな
い静的な冷却機構によって、炉心から発生する崩壊熱を
除去し、炉心及び格納容器を冷却する原子炉冷却設備が
提案されている。
ない冷却材喪失事故時に、ポンプ等の動的機器を用いな
い静的な冷却機構によって、炉心から発生する崩壊熱を
除去し、炉心及び格納容器を冷却する原子炉冷却設備が
提案されている。
【０００３】例えば、主蒸気管破断を想定すると、主タ
ービン設備や給水設備と隔離され、原子炉冷却材は崩壊
熱により蒸気となり、自動減圧弁や破断孔から圧力抑制
プールへ放出される。そのため、原子炉冷却材が減少
し、炉心の冷却が阻害されることを防止するために、崩
壊熱で発生する炉蒸気で原子炉隔離時冷却設備タービン
を駆動させ、タービンによりポンプを駆動させ、前記ポ
ンプで冷却材を原子炉圧力容器内に注水するという冷却
設備がある。
ービン設備や給水設備と隔離され、原子炉冷却材は崩壊
熱により蒸気となり、自動減圧弁や破断孔から圧力抑制
プールへ放出される。そのため、原子炉冷却材が減少
し、炉心の冷却が阻害されることを防止するために、崩
壊熱で発生する炉蒸気で原子炉隔離時冷却設備タービン
を駆動させ、タービンによりポンプを駆動させ、前記ポ
ンプで冷却材を原子炉圧力容器内に注水するという冷却
設備がある。
【０００４】また、炉心の冷却方法として上記の動的シ
ステムの他、流体の自然力を利用した静的システムが考
えられている。静的な方法は、炉心より上方に冷却水プ
ールを設け、冷却水プールと原子炉圧力容器内を均圧化
し、重力により冷却水を原子炉圧力容器内へ注水する方
法がある。しかし、この方法では冷却水プールを大きく
しなければいけないという欠点があるため特願平4−191
871 号明細書に示すように、冷却水プールの下方にタン
クを設け、注水水頭を増加する方法もある。さらに、特
願平3−75593号明細書に記載されている従来技術では、
原子炉容器からの蒸気を駆動源として、重力落下式冷却
水プールの水を駆動させ圧力容器内に注水するというも
のがある。しかし、プール水量に限りがあるため補給水
が必要となり、長期的な炉心の冷却には適さないという
問題がある。また、同一の従来技術では、事故時ドライ
ウェルから圧力抑制プールにベント管を通して流入して
くる蒸気を駆動源とし、圧力抑制プール水を駆動させる
ものがある。この場合、蒸気圧力が低く事故時の冷却水
の注水といった機能には適さないという問題がある。
ステムの他、流体の自然力を利用した静的システムが考
えられている。静的な方法は、炉心より上方に冷却水プ
ールを設け、冷却水プールと原子炉圧力容器内を均圧化
し、重力により冷却水を原子炉圧力容器内へ注水する方
法がある。しかし、この方法では冷却水プールを大きく
しなければいけないという欠点があるため特願平4−191
871 号明細書に示すように、冷却水プールの下方にタン
クを設け、注水水頭を増加する方法もある。さらに、特
願平3−75593号明細書に記載されている従来技術では、
原子炉容器からの蒸気を駆動源として、重力落下式冷却
水プールの水を駆動させ圧力容器内に注水するというも
のがある。しかし、プール水量に限りがあるため補給水
が必要となり、長期的な炉心の冷却には適さないという
問題がある。また、同一の従来技術では、事故時ドライ
ウェルから圧力抑制プールにベント管を通して流入して
くる蒸気を駆動源とし、圧力抑制プール水を駆動させる
ものがある。この場合、蒸気圧力が低く事故時の冷却水
の注水といった機能には適さないという問題がある。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】主蒸気管破断等を想定
した冷却材喪失事故時に、冷却材を原子炉に供給し炉心
の冷却を行う従来技術では、自動減圧系から放出された
蒸気によりタービンを駆動し、タービンでポンプを駆動
させ冷却水を圧力容器内に注水するが、この場合、破断
孔からの蒸気に加えてタービン駆動に使用する蒸気に相
当する冷却水を合わせて注水する必要があるので、冷却
水の注水流量を多くしなければいけないという問題があ
る。また、崩壊熱で発生する蒸気がタービンを駆動させ
るが、その際、タービンを駆動した後の蒸気が圧力抑制
プールに流入し、プール水の温度を上昇させる。そのた
め、圧力抑制プールでの蓄熱量が制限されるため冷却系
の負荷が大きくなるという問題もあげられる。
した冷却材喪失事故時に、冷却材を原子炉に供給し炉心
の冷却を行う従来技術では、自動減圧系から放出された
蒸気によりタービンを駆動し、タービンでポンプを駆動
させ冷却水を圧力容器内に注水するが、この場合、破断
孔からの蒸気に加えてタービン駆動に使用する蒸気に相
当する冷却水を合わせて注水する必要があるので、冷却
水の注水流量を多くしなければいけないという問題があ
る。また、崩壊熱で発生する蒸気がタービンを駆動させ
るが、その際、タービンを駆動した後の蒸気が圧力抑制
プールに流入し、プール水の温度を上昇させる。そのた
め、圧力抑制プールでの蓄熱量が制限されるため冷却系
の負荷が大きくなるという問題もあげられる。
【０００６】そこで本発明では、外部電源を使用せず破
断孔からの蒸気を考慮し冷却水の注水流量を少なくする
ために、ドライウェル内に自動減圧系からの蒸気で駆動
するインジェクタを設け、インジェクタにより圧力抑制
プール水を駆動させ、原子炉圧力容器に冷却水を注水す
るという体系を提供する。
断孔からの蒸気を考慮し冷却水の注水流量を少なくする
ために、ドライウェル内に自動減圧系からの蒸気で駆動
するインジェクタを設け、インジェクタにより圧力抑制
プール水を駆動させ、原子炉圧力容器に冷却水を注水す
るという体系を提供する。
【０００７】また、重力落下式冷却水プール水で炉心を
冷却する場合、プール水がなくなることやプール水量を
大きくしなければいけないという問題があるが、インジ
ェクタにより駆動する圧力抑制プール水を重力落下式冷
却水プールに注水することで、重力落下式冷却水プール
からの注水を継続的に行う体系を提供する。
冷却する場合、プール水がなくなることやプール水量を
大きくしなければいけないという問題があるが、インジ
ェクタにより駆動する圧力抑制プール水を重力落下式冷
却水プールに注水することで、重力落下式冷却水プール
からの注水を継続的に行う体系を提供する。
【０００８】
【課題を解決するための手段】ドライウェル内に自動減
圧系からの蒸気で駆動するインジェクタを設け、前記イ
ンジェクタにより圧力抑制プール水を駆動させ、原子炉
圧力容器内または重力落下式冷却水プール内に冷却水を
注水することで、外部電源を使用せず長期的に炉心を冠
水し冷却することを特徴とする。
圧系からの蒸気で駆動するインジェクタを設け、前記イ
ンジェクタにより圧力抑制プール水を駆動させ、原子炉
圧力容器内または重力落下式冷却水プール内に冷却水を
注水することで、外部電源を使用せず長期的に炉心を冠
水し冷却することを特徴とする。
【０００９】
【作用】上記の手段によれば、原子炉圧力容器から主蒸
気管を経て自動減圧系配管から蒸気が流入し、ドライウ
ェル内に設けたインジェクタを蒸気が駆動させる。そし
て、インジェクタは圧力抑制プール水を駆動させ、プー
ル水は蒸気の熱エネルギにより原子炉圧力容器内へ注水
される。そして、蒸気が発生する限り上記の作用は継続
する。そして、圧力抑制プールの水は一定時間は減少す
るが、圧力容器内が冷却水によって満水になり下部ドラ
イウェルに冷却水が流出し蓄積され、圧力抑制プールに
還元されることによって炉心の長期的な冷却が可能とな
るので、格納容器冷却系の熱負荷を小さくでき、格納容
器冷却系の軽減ができる。また、インジェクタにより駆
動される圧力抑制プール水を重力落下式冷却水プール内
に注水することで、長期的にプール水を確保できるため
重力落下式冷却水プールを小さくでき、格納容器の小型
化あるいは材料費の削減になる。
気管を経て自動減圧系配管から蒸気が流入し、ドライウ
ェル内に設けたインジェクタを蒸気が駆動させる。そし
て、インジェクタは圧力抑制プール水を駆動させ、プー
ル水は蒸気の熱エネルギにより原子炉圧力容器内へ注水
される。そして、蒸気が発生する限り上記の作用は継続
する。そして、圧力抑制プールの水は一定時間は減少す
るが、圧力容器内が冷却水によって満水になり下部ドラ
イウェルに冷却水が流出し蓄積され、圧力抑制プールに
還元されることによって炉心の長期的な冷却が可能とな
るので、格納容器冷却系の熱負荷を小さくでき、格納容
器冷却系の軽減ができる。また、インジェクタにより駆
動される圧力抑制プール水を重力落下式冷却水プール内
に注水することで、長期的にプール水を確保できるため
重力落下式冷却水プールを小さくでき、格納容器の小型
化あるいは材料費の削減になる。
【００１０】
【実施例】本発明の一実施例を、図１により説明する。
【００１１】本発明の一実施例に適用する原子炉格納容
器は、炉心１を内包する原子炉圧力容器２と、原子炉圧
力容器２を格納するドライウェル３と、圧力抑制プール
５を有する圧力抑制室４と、ドライウェル３と圧力抑制
プール５を連結するベント管７等で構成されている。
器は、炉心１を内包する原子炉圧力容器２と、原子炉圧
力容器２を格納するドライウェル３と、圧力抑制プール
５を有する圧力抑制室４と、ドライウェル３と圧力抑制
プール５を連結するベント管７等で構成されている。
【００１２】本実施例の特徴となる構成要素は、図１よ
りドライウェル３内に自動減圧系からの蒸気により駆動
するインジェクタ８と、インジェクタ８により駆動され
る圧力抑制プール５の水及びプール水が注水される圧力
容器２である。なお、インジェクタ８はそれぞれ配管
９，１０，１１で連結する。
りドライウェル３内に自動減圧系からの蒸気により駆動
するインジェクタ８と、インジェクタ８により駆動され
る圧力抑制プール５の水及びプール水が注水される圧力
容器２である。なお、インジェクタ８はそれぞれ配管
９，１０，１１で連結する。
【００１３】例えば主蒸気管１２の破断等による冷却材
喪失事故を想定すると、主蒸気管１２からドライウェル
３内に蒸気が流出する。それと同時に自動減圧系の配管
１０より蒸気がインジェクタ８へ流入する。それに伴
い、インジェクタ８は原子炉圧力容器２に冷却材を注水
するため圧力抑制プール５の水を駆動させる。そして、
蒸気の熱エネルギにより圧力抑制プール５の水を原子炉
圧力容器２内へ注水する。この時、一時的に圧力抑制プ
ール５の水位が減少するが、原子炉圧力容器２内の冷却
材が満水となると同時に、下部ドライウェル３に冷却材
が蓄積し圧力抑制プール５に冷却材が再び戻るため問題
はない。したがって、外部電源を使用せず炉心１を長期
的に冷却でき、格納容器１４の冷却設備の軽減ができ
る。
喪失事故を想定すると、主蒸気管１２からドライウェル
３内に蒸気が流出する。それと同時に自動減圧系の配管
１０より蒸気がインジェクタ８へ流入する。それに伴
い、インジェクタ８は原子炉圧力容器２に冷却材を注水
するため圧力抑制プール５の水を駆動させる。そして、
蒸気の熱エネルギにより圧力抑制プール５の水を原子炉
圧力容器２内へ注水する。この時、一時的に圧力抑制プ
ール５の水位が減少するが、原子炉圧力容器２内の冷却
材が満水となると同時に、下部ドライウェル３に冷却材
が蓄積し圧力抑制プール５に冷却材が再び戻るため問題
はない。したがって、外部電源を使用せず炉心１を長期
的に冷却でき、格納容器１４の冷却設備の軽減ができ
る。
【００１４】図２を用いて本発明の第二の実施例を説明
する。
する。
【００１５】本実施例を適用する原子炉格納容器は、図
１を用いて説明した実施例と同様の構成で、本実施例の
特徴となる構成要素は、図２より自動減圧系からの蒸気
により駆動するインジェクタ８と、インジェクタ８で駆
動する圧力抑制プール５の水及び重力落下式冷却水プー
ル１３である。なお、図１の実施例と同様、インジェク
タ８はそれぞれ配管９，１０，１１で連結し実現する。
１を用いて説明した実施例と同様の構成で、本実施例の
特徴となる構成要素は、図２より自動減圧系からの蒸気
により駆動するインジェクタ８と、インジェクタ８で駆
動する圧力抑制プール５の水及び重力落下式冷却水プー
ル１３である。なお、図１の実施例と同様、インジェク
タ８はそれぞれ配管９，１０，１１で連結し実現する。
【００１６】例えば、主蒸気管１２の破断時に、原子炉
圧力容器２内の冷却材が減少するため炉心１を冷却する
必要がある。そこで、重力により冷却水を注水する重力
落下式冷却水プール１３があるが、この場合、プールの
容量を大きくしないと長期間の冷却に適さないという問
題があった。しかし、本実施例のように自動減圧系から
の蒸気によりインジェクタ８を駆動させ、インジェクタ
８で圧力抑制プール５の水を駆動させ重力落下式冷却水
プール１３内に冷却水を注水することで炉心１の冷却が
継続的に行える。その結果、重力落下式冷却水プール１
３の容量を小さくでき、格納容器１４の小型化が実現で
きる。
圧力容器２内の冷却材が減少するため炉心１を冷却する
必要がある。そこで、重力により冷却水を注水する重力
落下式冷却水プール１３があるが、この場合、プールの
容量を大きくしないと長期間の冷却に適さないという問
題があった。しかし、本実施例のように自動減圧系から
の蒸気によりインジェクタ８を駆動させ、インジェクタ
８で圧力抑制プール５の水を駆動させ重力落下式冷却水
プール１３内に冷却水を注水することで炉心１の冷却が
継続的に行える。その結果、重力落下式冷却水プール１
３の容量を小さくでき、格納容器１４の小型化が実現で
きる。
【００１７】図３を用いて本発明の第三の実施例を説明
する。
する。
【００１８】本実施例を適用する原子炉格納容器は、図
１を用いて説明した実施例に炉心１より上方の位置でド
ライウェル３，重力落下式冷却水プール１３及び圧力抑
制プール５と連結させた熱交換器１５を内蔵した冷却水
プールを備えた構成で、本実施例の特徴となる構成要素
は、格納容器に図１の実施例あるいは図２の実施例を組
み合わせることである。
１を用いて説明した実施例に炉心１より上方の位置でド
ライウェル３，重力落下式冷却水プール１３及び圧力抑
制プール５と連結させた熱交換器１５を内蔵した冷却水
プールを備えた構成で、本実施例の特徴となる構成要素
は、格納容器に図１の実施例あるいは図２の実施例を組
み合わせることである。
【００１９】冷却材喪失事故時等に、原子炉圧力容器２
から放出された蒸気は、自動減圧系の配管１０を通り、
インジェクタ８に流入する。そして、インジェクタ８に
よって駆動される圧力抑制プール５の水が圧力容器２内
に注水される。それと同じく蒸気は、配管１７から熱交
換器１５内に導かれ凝縮して、配管１９を通じて重力落
下式冷却水プール１３内に放出され、重力落下式冷却水
プール１３の作用により炉心１が冷却される。また、図
１の実施例等で説明したように、炉心１の冠水による冷
却が長期間行えるので、熱交換器１５の受ける熱負荷を
小さくすることができ、熱交換器１５の伝熱管本数等を
削減することができる。
から放出された蒸気は、自動減圧系の配管１０を通り、
インジェクタ８に流入する。そして、インジェクタ８に
よって駆動される圧力抑制プール５の水が圧力容器２内
に注水される。それと同じく蒸気は、配管１７から熱交
換器１５内に導かれ凝縮して、配管１９を通じて重力落
下式冷却水プール１３内に放出され、重力落下式冷却水
プール１３の作用により炉心１が冷却される。また、図
１の実施例等で説明したように、炉心１の冠水による冷
却が長期間行えるので、熱交換器１５の受ける熱負荷を
小さくすることができ、熱交換器１５の伝熱管本数等を
削減することができる。
【００２０】図４を用いて本発明の第四の実施例を説明
する。
する。
【００２１】本実施例を適用する原子炉格納容器は、図
１を用いて説明した実施例に格納容器壁が鋼製で圧力抑
制室４の外側で少なくとも圧力抑制プール５に対応する
範囲の壁に接して冷却水を内蔵した外周プール２１を備
えた構成で、本実施例の特徴となる構成要素は、格納容
器に図１の実施例あるいは図２の実施例を組み合わせる
ことである。また、図１及び図３の格納容器に上記構成
要素を用いても問題はない。
１を用いて説明した実施例に格納容器壁が鋼製で圧力抑
制室４の外側で少なくとも圧力抑制プール５に対応する
範囲の壁に接して冷却水を内蔵した外周プール２１を備
えた構成で、本実施例の特徴となる構成要素は、格納容
器に図１の実施例あるいは図２の実施例を組み合わせる
ことである。また、図１及び図３の格納容器に上記構成
要素を用いても問題はない。
【００２２】この方法では、自動減圧系からの蒸気によ
りインジェクタ８を駆動させ、インジェクタ８により圧
力抑制プール５の水を駆動させ、冷却水は原子炉圧力容
器２内に流入する。そして、原子炉圧力容器２及び下部
ドライウェル３が満水となるが、圧力抑制プール５に戻
る冷却水は温水に近い状態である。しかし、格納容器２
０外に設けた外周プール２１により圧力抑制プール５の
水は冷却され、崩壊熱の除去系にも適する。
りインジェクタ８を駆動させ、インジェクタ８により圧
力抑制プール５の水を駆動させ、冷却水は原子炉圧力容
器２内に流入する。そして、原子炉圧力容器２及び下部
ドライウェル３が満水となるが、圧力抑制プール５に戻
る冷却水は温水に近い状態である。しかし、格納容器２
０外に設けた外周プール２１により圧力抑制プール５の
水は冷却され、崩壊熱の除去系にも適する。
【００２３】図５を用いて本発明の第五の実施例を説明
する。
する。
【００２４】本実施例を適用する原子炉格納容器は、図
１を用いて説明した実施例に図４の構成要素、図３の構
成要素の中の熱交換器１５，重力落下式冷却水プール１
３及び外周プール２１を組み合わせた構成で、本実施例
の特徴となる構成要素は、格納容器に図１の実施例ある
いは図２の実施例を組み合わせることである。また、図
１及び図３の格納容器に上記の構成要素を用いても問題
はない。
１を用いて説明した実施例に図４の構成要素、図３の構
成要素の中の熱交換器１５，重力落下式冷却水プール１
３及び外周プール２１を組み合わせた構成で、本実施例
の特徴となる構成要素は、格納容器に図１の実施例ある
いは図２の実施例を組み合わせることである。また、図
１及び図３の格納容器に上記の構成要素を用いても問題
はない。
【００２５】この方法では、自動減圧系からの蒸気でイ
ンジェクタ８を駆動させることにより、長期的に炉心１
への冷却水の注水が行え、炉心１の上方に熱交換器１５
を内蔵した冷却水プール１６，重力により駆動する重力
落下式冷却水プール１３，側面には冷却水を内蔵した外
周プール２１が備え付けられているので、格納容器２０
の冷却設備を軽減できる。また、炉心１上方の熱交換器
１５を内蔵したプール１６並びに重力落下式冷却水プー
ル１３の容量を削減できるため、耐震性に適する。
ンジェクタ８を駆動させることにより、長期的に炉心１
への冷却水の注水が行え、炉心１の上方に熱交換器１５
を内蔵した冷却水プール１６，重力により駆動する重力
落下式冷却水プール１３，側面には冷却水を内蔵した外
周プール２１が備え付けられているので、格納容器２０
の冷却設備を軽減できる。また、炉心１上方の熱交換器
１５を内蔵したプール１６並びに重力落下式冷却水プー
ル１３の容量を削減できるため、耐震性に適する。
【００２６】
【発明の効果】請求項１によれば、外部電源を使用せず
炉心及び格納容器を長期的に冷却することができる。
炉心及び格納容器を長期的に冷却することができる。
【００２７】請求項２によれば、重力落下式冷却水プー
ルの冷却作用を長期的に行え、炉心を冷却できる。
ルの冷却作用を長期的に行え、炉心を冷却できる。
【００２８】請求項３によれば、圧力容器から放出され
た蒸気は、それぞれ熱交換器あるいは自動減圧系からイ
ンジェクタに流入するため、炉心を長期的に冷却でき、
崩壊熱をすばやく除去できる。
た蒸気は、それぞれ熱交換器あるいは自動減圧系からイ
ンジェクタに流入するため、炉心を長期的に冷却でき、
崩壊熱をすばやく除去できる。
【００２９】請求項４によれば、格納容器内の単純な構
成により炉心を長期的に冷却できる。
成により炉心を長期的に冷却できる。
【００３０】請求項５によれば、外部からの冷却が行え
るため確実に格納容器内の圧力上昇の防止ができ、炉心
を長期的に冠水し冷却できる。
るため確実に格納容器内の圧力上昇の防止ができ、炉心
を長期的に冠水し冷却できる。
【図１】本発明の一実施例による原子炉格納容器の縦断
面図。
面図。
【図２】本発明の第二の実施例による原子炉格納容器の
縦断面図。
縦断面図。
【図３】本発明の第三の実施例による原子炉格納容器の
縦断面図。
縦断面図。
【図４】本発明の第四の実施例による原子炉格納容器の
縦断面図。
縦断面図。
【図５】本発明の第五の実施例による原子炉格納容器の
縦断面図。
縦断面図。
１…炉心、２…原子炉圧力容器、３…ドライウェル、４
…圧力抑制室、５…圧力抑制プール、６…ウェットウェ
ル、７…ベント管、８…インジェクタ、９，１０，１１
…配管、１２…主蒸気管、１３…重力落下式冷却水プー
ル、１４…コンクリート製格納容器。
…圧力抑制室、５…圧力抑制プール、６…ウェットウェ
ル、７…ベント管、８…インジェクタ、９，１０，１１
…配管、１２…主蒸気管、１３…重力落下式冷却水プー
ル、１４…コンクリート製格納容器。
Claims (5)
- 【請求項１】炉心を内包する原子炉圧力容器と、前記原
子炉圧力容器を格納するドライウェルと、圧力抑制プー
ルを有する圧力抑制室と、前記ドライウェルと前記圧力
抑制プールを連結するベント管を有する原子炉格納容器
において、前記ドライウェル内に自動減圧系からの蒸気
で駆動するインジェクタを配置し、前記インジェクタに
より前記圧力抑制プール内の水が駆動され、前記プール
水を前記圧力容器内に注水することを特徴とする原子炉
冷却設備。 - 【請求項２】請求項１において、前記ドライウェル内に
自動減圧系からの蒸気で駆動する前記インジェクタ及び
重力落下式冷却水プールを配置し、前記インジェクタに
より前記圧力抑制プール水が駆動され、前記プール水を
重力落下式冷却水プール内に注水する原子炉冷却設備。 - 【請求項３】請求項１または２において、前記炉心より
上方の位置の冷却水プール中に、前記ドライウェル，重
力落下式冷却水プール及び前記圧力抑制プールとのみ結
合される熱交換器を配置する原子炉冷却設備。 - 【請求項４】請求項１，２または３において、前記格納
容器の材質がコンクリート製である原子炉冷却設備。 - 【請求項５】請求項１，２または３において、前記格納
容器の材質が鋼製であり、前記格納容器の壁外に圧力抑
制プールの高さに対応する冷却水を内蔵した外周プール
を設けた原子炉冷却設備。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5304970A JPH07159581A (ja) | 1993-12-06 | 1993-12-06 | 原子炉冷却設備 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5304970A JPH07159581A (ja) | 1993-12-06 | 1993-12-06 | 原子炉冷却設備 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH07159581A true JPH07159581A (ja) | 1995-06-23 |
Family
ID=17939507
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP5304970A Pending JPH07159581A (ja) | 1993-12-06 | 1993-12-06 | 原子炉冷却設備 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH07159581A (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100893598B1 (ko) * | 2007-06-22 | 2009-04-20 | 경희대학교 산학협력단 | 가압경수형 원자로의 노심용융 방지를 위한 노외 냉각구조 |
| JP2013195428A (ja) * | 2012-03-21 | 2013-09-30 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | 低圧原子炉安全システム及び方法 |
| JP2015031684A (ja) * | 2013-08-07 | 2015-02-16 | 株式会社東芝 | 原子力プラント |
| WO2022252359A1 (zh) * | 2021-05-31 | 2022-12-08 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种核电厂新型自动卸压系统及方法 |
-
1993
- 1993-12-06 JP JP5304970A patent/JPH07159581A/ja active Pending
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100893598B1 (ko) * | 2007-06-22 | 2009-04-20 | 경희대학교 산학협력단 | 가압경수형 원자로의 노심용융 방지를 위한 노외 냉각구조 |
| JP2013195428A (ja) * | 2012-03-21 | 2013-09-30 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | 低圧原子炉安全システム及び方法 |
| US9460818B2 (en) | 2012-03-21 | 2016-10-04 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Low pressure reactor safety systems and methods |
| JP2015031684A (ja) * | 2013-08-07 | 2015-02-16 | 株式会社東芝 | 原子力プラント |
| WO2022252359A1 (zh) * | 2021-05-31 | 2022-12-08 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种核电厂新型自动卸压系统及方法 |
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