JPH08211181A

JPH08211181A - 原子炉格納容器の冷却装置

Info

Publication number: JPH08211181A
Application number: JP7017571A
Authority: JP
Inventors: Yoshiyuki Akiba; 美幸秋葉
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1995-02-06
Filing date: 1995-02-06
Publication date: 1996-08-20

Abstract

(57)【要約】【目的】低圧容器により不凝縮性ガスベント管における
不凝縮性ガスの貯溜容量を増加することにより、熱交換
器における凝縮熱伝達機能の低下を防止して、原子炉格
納容器の圧力上昇を抑制させる原子炉格納容器の冷却装
置を提供する。【構成】請求項１記載の発明に係る原子炉格納容器の冷
却装置は、重力落下式炉心冷却系プール６を備えて原子
炉格納容器２内に含まれた蒸気及び不凝縮性ガスを熱交
換器９に吸引して蒸気を冷却凝縮させると共に、不凝縮
性ガスを不凝縮性ガスベント管18を介してサプレッショ
ンプール17に排出させる原子炉格納容器の冷却装置にお
いて、前記不凝縮性ガスベント管18に開閉弁22を介した
低圧容器23を接続したことを特徴とする。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、原子炉の冷却材喪失事
故に際する原子炉格納容器の冷却に係り、特に重力落下
式炉心冷却系で原子炉の崩壊熱を原子炉格納容器外へ除
熱冷却する原子炉格納容器の冷却装置に関する。

【０００２】

【従来の技術】原子力発電所においては、万一の冷却材
喪失事故の発生を想定して、速やかに炉心を冷却する非
常用炉心冷却系が工学的安全設備として設けられ、原子
炉は多重の容器により覆われている。

【０００３】また、この中の原子炉格納容器には、事故
発生後も長期にわたって炉心から発生する崩壊熱を原子
炉格納容器外へ除去するための原子炉格納容器の冷却装
置が設けられている。

【０００４】従来の原子炉格納容器の冷却装置として
は、事故発生時にポンプを起動して冷却用水を送り込む
ものであっったが、最近は、これらのポンプ等の回転機
器を用いずに自然現象の利用により、さらに安全性と信
頼性の向上を目指した冷却装置の開発が進められてい
る。

【０００５】これを静的格納容器冷却系と呼んでいる
が、図４の縦断面図に主に熱交換器における配管経路を
表した、原子炉格納容器の冷却装置を示す。原子炉建屋
１に構築された原子炉格納容器２内には、炉心３を収容
した原子炉圧力容器４が格納されており、この原子炉圧
力容器４には主蒸気配管５が接続されて、主蒸気を図示
しないタービンに送っている。

【０００６】原子炉格納容器２の上部には、減圧後の原
子炉圧力容器４に重力水頭差で冷却水を送り込むための
重力落下式炉心冷却系プール６が設けられている。な
お、この重力落下式炉心冷却系プール６の液面は、原子
炉格納容器２と等圧になっていて、この重力落下式炉心
冷却系プール６は冷却水配管７により前記原子炉圧力容
器４と接続されている。

【０００７】また、重力落下式炉心冷却系プール６より
さらに高い位置で、原子炉格納容器２の外に冷却水プー
ル８が設けられ、この冷却水プール８のプール水中に熱
交換器９が設置されている。

【０００８】この熱交換器９は、水中に浸漬する縦型の
伝熱管10群から構成されていて、この伝熱管10群の上部
には蒸気室11が、下部には水室12が設けられていて、蒸
気室11は原子炉格納容器２内の上部におけるドライウェ
ル13に開口する蒸気供給管14と接続されている。

【０００９】また、熱交換器９の下側の水室12には、前
記重力落下式炉心冷却系プール６内に開口する凝縮水戻
り配管15と、その下の圧力抑制室16内のサプレッション
プール17に接続する不凝縮性ガスベント管18とが設けら
れている。

【００１０】なお、凝縮水戻り配管15は水室12の底部か
ら、また不凝縮性ガスベント管18は底部より若干上方に
引き込み口が設けられている。この静的格納容器冷却系
の動作としては、例えば蒸気が原子炉格納容器２内に流
出したり、原子炉圧力容器４内の圧力が異常に上昇し、
これにより図示しない減圧弁が開いたり、主蒸気配管５
が破断すると原子炉圧力容器４内の冷却材が喪失する。

【００１１】この場合は、原子炉圧力容器４の圧力が下
がって、重力落下式炉心冷却系プール６に貯められてい
た冷却水６ａが冷却水配管７を通って原子炉圧力容器４
へ供給される。

【００１２】これにより、炉心３は冷却水６ａによる冠
水が維持されるが、原子炉圧力容器４内の圧力上昇は続
く。さらに長期の冷却に関しては、原子炉圧力容器４内
の炉心３は崩壊熱を発生し続けるため、これ以上の冷却
手段をもたずに放置しておくと、原子炉格納容器２内の
圧力は上昇して設計圧力を超えるようになる。

【００１３】そこで、上記冷却水プール８内の熱交換器
９を用いて、原子炉格納容器２内の蒸気を蒸気供給管14
を介して熱交換器９の伝熱管10群内に導き、周囲のプー
ル水で冷却凝縮して圧力の上昇を抑制する。

【００１４】これが原子炉格納容器の冷却システムであ
る。この静的格納容器冷却系は、冷却現象を凝縮という
自然現象を利用して行うのであるが、この冷却システム
では、原子炉格納容器２内に火災防止などの理由で封入
されている不凝縮性ガスも、同時に蒸気と共に伝熱管10
内に吸い込まれる。

【００１５】この不凝縮性ガスが熱交換器９の伝熱管10
群内に流入して、伝熱面の近傍に不凝縮性ガスの濃度境
界層ができると、これが熱抵抗となって熱交換器９の凝
縮性能を低下させる。

【００１６】すなわち、原子格納容器２内におけるドラ
イウェル13の圧力が上昇した場合に、蒸気と不凝縮性ガ
スの混合体は、蒸気供給管14を通して自然に熱交換器９
の上部の蒸気室11に吸われていく。

【００１７】蒸気は蒸気室11から熱交換器９の伝熱管10
を下降し、その間に冷却水プール８のプール水により冷
却されることで大半が凝縮して水になり、その凝縮水は
熱交換器９の水室12内に入り、さらに重力により凝縮水
戻り配管15を通って重力落下式炉心冷却系プール６内に
流下する。

【００１８】重力落下式炉心冷却系プール６内に流下し
た凝縮水は、初めに貯溜されていた冷却水６ａと共に、
これも水頭差圧により冷却水配管７を流れて原子炉圧力
容器４に供給される。

【００１９】一方、熱交換器９内で凝縮しない不凝縮性
ガスは、不凝縮性ガスベント管18を通ってサプレッショ
ンプール17に排出されるが、この際に不凝縮性ガスは、
圧力抑制ベント管19と不凝縮性ガスベント管18との、サ
プレッショクプール17における水没深さによる圧力差に
よって排出される。

【００２０】また、冷却水プール８における冷却プール
水は、熱交換器９からの潜熱の放出で温度は徐々に上昇
し、やがて沸騰を開始するが、その際に発生する蒸気
は、大気中に放出されて水位が減少してゆく。

【００２１】従来の静的格納容器冷却系においては、原
子炉圧力容器４への冷却水供給により重力落下式炉心冷
却系プール６内の冷却水６ａは徐々に減少し、ついにそ
の液面は冷却水配管７のノズル高さに達することから、
重力落下式炉心冷却系プール６から原子炉圧力容器４に
流入する冷却水流量は急減する。

【００２２】この冷却水はサブクール水であるため、こ
の冷却水が原子炉圧力容器４に流入している間は、炉心
３が発生する崩壊熱の一部はサブクール水を飽和水にす
る熱量に消費されているが、冷却水の供給が停止する
と、原子炉圧力容器４で発生する蒸気流量は急増し、原
子炉圧力容器４及び原子炉格納容器２内の圧力は急激に
上昇する。

【００２３】したがって、これに伴い原子炉格納容器２
から熱交換器９の蒸気室11に流入する蒸気流量も急増
し、伝熱管10に流入した蒸気の全量が凝縮できずに、多
量の未凝縮蒸気の一部が不凝縮性ガスベント管18を通っ
てサプレッションプール17に排出される。

【００２４】その後に、伝熱管10における凝縮量が流入
蒸気量を上回るように回復すると、原子炉格納容器２内
圧力は減圧に転じ、熱交換器９の水室12の圧力は徐々に
低下する。

【００２５】熱交換器９下部の水室12の圧力が、不凝縮
性ガスベント管18がサプレッションプール17に水没され
ている深さ（サブマージェンスと呼ぶ）相当の圧力より
低くなると、不凝縮性ガスベント管18を通してサプレッ
ションプール17内へ排出される不凝縮性ガスの流れは停
止する。

【００２６】

【発明が解決しようとする課題】サプレッションプール
17内への不凝縮性ガスの排出が停止すると、不凝縮性ガ
スベント管18内には多量の不凝縮性ガスと共に、未凝縮
蒸気が蒸気の状態で滞留することになる。

【００２７】また、わずかではあるが、原子炉格納容器
２から熱交換器９への不凝縮性ガスの流入は継続してい
ることから、熱交換器９の伝熱管10内に不凝縮性ガスが
再び蓄積されて伝熱管10での凝縮熱伝達が悪くなり、こ
のために、蒸気凝縮量が減少して原子炉格納容器２内圧
力が再上昇する支障がある。

【００２８】図５の特性図は、主蒸気配管破断事故時の
原子炉格納容器２におけるドライウェル圧力と圧力抑制
室16の圧力を、それぞれ曲線20及び曲線21で示す。いず
れの圧力も事故発生後は冷却系プール６からのプール水
により、一旦低下するが、その後は徐々に上昇して行
く。

【００２９】本発明の目的とするところは、低圧容器に
より不凝縮性ガスベント管における不凝縮性ガスの貯溜
容量を増加することにより、熱交換器における凝縮熱伝
達機能の低下を防止して原子炉格納容器の温度と圧力上
昇を抑制させる原子炉格納容器の冷却装置を提供するこ
とにある。

【００３０】

【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
請求項１記載の発明に係る原子炉格納容器の冷却装置
は、重力落下式炉心冷却系プールを備えて原子炉格納容
器内に含まれた蒸気及び不凝縮性ガスを熱交換器に吸引
して蒸気を冷却凝縮させると共に不凝縮性ガスを不凝縮
性ガスベント管を介してサプレッションプールに排出さ
せる冷却装置において、前記不凝縮性ガスベント管に開
閉弁を介した低圧容器を接続したことを特徴とする。

【００３１】請求項２記載の発明に係る原子炉格納容器
の冷却装置は、不凝縮性ガスベント管に接続した低圧容
器を、原子炉格納容器のドライウェル内に設置したこと
を特徴とする。

【００３２】請求項３記載の発明に係る原子炉格納容器
の冷却装置は、不凝縮性ガスベント管に接続した低圧容
器を、原子炉格納容器の圧力抑制室内に設置したことを
特徴とする。

【００３３】請求項４記載の発明に係る原子炉格納容器
の冷却装置は、低圧容器を不凝縮性ガスベント管に接続
した開閉弁を冷却材喪失事故発生後で圧力抑制室内圧力
が所定時間一定となったときに、開くことを特徴とす
る。

【００３４】請求項５記載の発明に係る原子炉格納容器
の冷却装置は、前記低圧容器を不凝縮性ガスベント管に
接続した開閉弁を冷却材喪失事故後に予め設定した時間
で開くことを特徴とする。

【００３５】請求項６記載の発明に係る原子炉格納容器
の冷却装置は、低圧容器を不凝縮性ガスベント管に接続
した開閉弁を、前記重力落下式炉心冷却系プールの冷却
水が空になったときに開くことを特徴とする。

【００３６】請求項７記載の発明に係る原子炉格納容器
の冷却装置は、不凝縮性ガスベント管に接続した低圧容
器の容積を、前記熱交換器における伝熱管の容積相当と
したことを特徴とする。請求項８記載の発明に係る原子
炉格納容器の冷却装置は、不凝縮性ガスベント管に接続
した低圧容器を予め負圧としておくことを特徴とする。

【００３７】

【作用】請求項１記載の発明は、冷却材喪失事故時に原
子炉格納容器内に含まれた蒸気と不凝縮性ガスのうち
で、蒸気は熱交換器において冷却し凝縮される。しか
し、不凝縮性ガスは当初は熱交換器から不凝縮性ガスベ
ント管を介してサプレッションプールに排出されるが、
不凝縮性ガスベント管及び熱交換器に貯溜して、熱交換
器における熱交換と蒸気の冷却凝縮機能を阻害して、原
子炉格納容器の温度と圧力が上昇する。

【００３８】しかし、不凝縮性ガスベント管に不凝縮性
ガスが貯溜された時に、開閉弁を開くと不凝縮性ガスが
低圧容器に吸引されて、熱交換器に貯溜された不凝縮性
ガスを排出するので、熱交換器の熱交換機能が良好に維
持され、原子炉格納容器内の温度及び圧力上昇が抑制で
きる。

【００３９】請求項２記載の発明は、不凝縮性ガスを吸
引する低圧容器を原子炉格納容器のドライウェル内に設
置したことにより保守が容易となる。なお、低圧容器を
断熱材で覆うことで、冷却材喪失事故発生時にも周囲の
温度上昇の影響を受けずに低圧容器の有効容量を確保す
ることができる。

【００４０】請求項３記載の発明は、不凝縮性ガスを吸
引する低圧容器を、原子炉格納容器の圧力抑制室内に設
置いることから、冷却材喪失事故発生時にも周囲温度が
上昇せず、低圧容器の有効容量を容易に確保することが
できる。

【００４１】請求項４記載の発明は、冷却材喪失事故発
生に際し、不凝縮性ガスベント管内に不凝縮性ガスが貯
溜されたことを、圧力抑制室圧力が所定時間一定となっ
たことで検出して、開閉弁を開くことにより不凝縮性ガ
スを低圧容器に吸引する。

【００４２】請求項５記載の発明は、冷却材喪失事故発
生に際し、不凝縮性ガスベント管内に不凝縮性ガスが貯
溜されたことを、予め事故発生からの経過時間により設
定しておくことにより、設定時間後に開閉弁を開いて不
凝縮性ガスを低圧容器に吸引する。

【００４３】請求項６記載の発明は、冷却材喪失事故発
生に際し、不凝縮性ガスベント管内に不凝縮性ガスが貯
溜されたときが、重力落下式炉心冷却系プールにおける
冷却水が空になったときとほぼ一致することから、重力
落下式炉心冷却系プールの冷却水が空になったときを検
出して開閉弁を開き、低圧容器に不凝縮性ガスを吸引さ
せる。

【００４４】請求項７記載の発明は、不凝縮性ガスベン
ト管に接続した低圧容器の容積を、熱交換器における伝
熱管の容積相当に形成することにより、伝熱管における
不凝縮性ガスの貯溜を抑制する。

【００４５】請求項８記載の発明は、不凝縮性ガスを吸
引する低圧容器を予め負圧としておくことにより、その
利用可能な有効容量が増加するので、効果的な不凝縮性
ガスの吸引が行え、また、容量を同一とすれば低圧容器
の小形化ができる。

【００４６】

【実施例】本発明の一実施例について図面を参照して説
明する。なお、上記した従来技術と同じ構成部分には同
一符号を付して、詳細な説明を省略する。第１実施例
は、図１の原子炉圧力容器を省略した要部構成断面図に
示すように、原子炉建屋１内に構築された図示しない原
子炉格納容器２の上部には、減圧後の原子炉圧力容器４
に重力水頭差で冷却水６ａを送り込むための重力落下式
炉心冷却系プール６が設けられている。

【００４７】なお、この重力落下式炉心冷却系プール６
の液面は、原子炉格納容器２と等圧にしていて、この重
力落下式炉心冷却系プール６は冷却水配管７により前記
原子炉圧力容器４と接続されている。

【００４８】また、重力落下式炉心冷却系プール６より
さらに高い位置で、原子炉格納容器２の外に冷却水プー
ル８が設けられ、この冷却水プール８のプール水中に熱
交換器９が設置されている。

【００４９】この熱交換器９は、水中に浸漬する縦型の
伝熱管10群から構成されていて、この伝熱管10群の上部
には蒸気室11が、下部には水室12が設けられていて、蒸
気室11は原子炉格納容器２内の上部におけるドライウェ
ル13に開口する蒸気供給管14と接続されている。

【００５０】また、熱交換器９の下側の水室12には、前
記重力落下式炉心冷却系プール６内に開口する凝縮水戻
り配管15と、その下の圧力抑制室16内のサプレッション
プール17に接続する不凝縮性ガスベント管18とが接続さ
れている。

【００５１】なお、凝縮水戻り配管15は水室12の底部か
ら、また不凝縮性ガスベント管18は底部より若干上方に
引き込み口が設けられていて、さらに、不凝縮性ガスベ
ント管18には、ドライウェル13内に設置された開閉弁22
を介して通常運転時の原子炉格納容器内圧力と等しい低
圧容器23を接続して構成されている。

【００５２】次に上記構成による作用について説明す
る。原子炉冷却材喪失事故が発生して、原子炉格納容器
２のドライウェル13における圧力が上昇し、蒸気供給管
14から熱交換器９への蒸気及び不凝縮性ガスの流入量が
増加して、不凝縮性ガスベント管18内と共に熱交換器９
の伝熱管10内に不凝縮性ガスが蓄積されると、伝熱管10
における凝縮熱伝達が悪くなり、このために、蒸気凝縮
量が減少して原子炉格納容器２内の温度が上昇すること
から圧力も更に上昇する。

【００５３】このときに図示しない圧力検出器により、
不凝縮性ガスベント管18あるいは圧力抑制室16内の圧力
上昇を検知して開閉弁22を開くと、熱交換器９の伝熱管
10と共に不凝縮性ガスベント管18内に蓄積された多量の
不凝縮性ガスは、開閉弁22を経由して低圧容器23に吸引
される。

【００５４】これにより、熱交換器９の伝熱管10及び不
凝縮性ガスベント管18内の圧力は低下し、伝熱管10内の
不凝縮性ガスを排出して、不凝縮性ガスが蓄積されるこ
とを防ぐことから、熱交換器９における熱交換及び蒸気
凝縮性能を良好に維持させることができる。

【００５５】また、開閉弁22及び低圧容器23をドライウ
ェル13内に設置しているので、保守が容易である。な
お、低圧容器23は事故発生に際して上昇するドライウェ
ル13内の温度に影響されて低圧容器23の温度が上昇する
と、内部圧力も上昇して不凝縮性ガスベント管18との圧
力差が少なくなり、不凝縮性ガスを吸引する有効容量が
低下するので、周囲温度の影響を避けるために予め断熱
材で囲んで置くとよい。

【００５６】第２実施例は、図２の要部構成断面図に示
すように、開閉弁22と低圧容器23を圧力抑制室16内に配
置した構成としている。この構成によれば、事故発生時
のドライウェル13に比べて圧力抑制室16の温度は低く、
低圧容器23に対して断熱材による覆いは不要である。な
お、他の作用については、上記第１実施例と同様のもの
が得られる。

【００５７】第３実施例として、上記第１実施例及び第
２実施例において、開閉弁22を開いて不凝縮性ガスベン
ト管18の不凝縮性ガスを低圧容器23に吸引させる時期と
しては、冷却材喪失事故が発生すると、図３の特性図に
おける曲線20で示すように、ドライウェル13の圧力は上
昇して、蒸気と不凝縮性ガスが熱交換器９に入る。

【００５８】熱交換器９において蒸気が凝縮されると水
室12の圧力が低くなり、不凝縮性ガスは不凝縮性ガスベ
ント管18に蓄積され始める。この時に圧力抑制室16の圧
力も曲線21で示すように、ドライウェル13の圧力とほぼ
同様に変化する。

【００５９】その後に圧力抑制室16における圧力の時間
変化が、矢印24の時点でしばらくの間一定となる。した
がって、圧力抑制室16内に図示しない圧力検出器を設置
し、所定時間内で圧力変化がないことを検知して、この
時点で開閉弁22を開けて、不凝縮性ガスベント管18内に
蓄積された不凝縮性ガスを低圧容器23に吸引させる。

【００６０】なお、開閉弁22を開けて不凝縮性ガスが低
圧容器23に吸引されると、不凝縮性ガスベント管18内と
低圧容器23内の圧力差がなくなるが、不凝縮性ガスの貯
溜容量が増大するので、前記熱交換器９内の不凝縮性ガ
スは不凝縮性ガスベント管18側に流れ易くなる。

【００６１】また、開閉弁22を開けておく時間及び、そ
の回数は不凝縮性ガスの不凝縮性ベント管18に蓄積され
た状態と、低圧容器23に吸引させたことによる相互の圧
力差により適宜行なってもよい。

【００６２】第４実施例は、開閉弁22を開く時期とし
て、図３に示す矢印24の時点を実験等により事故発生か
らの経過時間として確認して、予め設定時間として設定
しておくことで、事故発生に際しては簡便な機構で適切
なタイミングにより開閉弁22を開制御して、不凝縮性ガ
スベント管18に蓄積した不凝縮性ガスを低圧容器23に吸
引させることができる。

【００６３】第５実施例としては、重力落下式炉心冷却
プール６の冷却水６ａが空になるときと、不凝縮性ガス
が不凝縮性ガスベント管18に蓄積されたときとはほぼ一
致する。

【００６４】したがって、重力落下式炉心冷却プール水
６ａが空になったことを図示しない水位検出器で検知し
て、不凝縮性ガスベント管18に配設された開閉弁22を開
くことにより、不凝縮性ガスベント管18に蓄積した不凝
縮性ガスを適切に低圧容器２３に吸引させることができ
る。

【００６５】第６実施例は、前記熱交換器９において熱
交換を十分に機能させるためには、伝熱管１０に蓄積さ
れた不凝縮性ガスを極力取り除くことであるが、これに
は、低圧容器23の容積を伝熱管10の容積と相当にすると
よい。

【００６６】伝熱管10の一例としては、内径 0.05m、高
さ1.8m、１ユニットにつき約 500本となっているものが
ある。したがって、この伝熱管10の容積は、0.05² ×π
/4×1.8 × 500＝1.6( m³ ）であるから、低圧容器23に
ついてもこの程度の容積のものを設置することで、不凝
縮性ガスの貯溜容量を２倍とすることができる。

【００６７】第７実施例として、低圧容器23を予め負圧
としておくことにより、その利用できる有効容量が増大
できる。この際に開閉弁22の開操作を複数回とし、それ
ぞれ短時間とすることで、不凝縮性ガスベント管18と低
圧容器23との差圧をその都度得る。

【００６８】また、有効容量を効果的に活用して不凝縮
性ガスベント管18から低圧容器23へ多くの不凝縮性ガス
が吸引できる。さらに、低圧容器23を同一容量にするな
らば、小形化とすることが容易となる。

【００６９】

【発明の効果】以上本発明によれば、熱交換器の伝熱管
内に流入した不凝縮性ガスの排出が良好となり、熱交換
器における蒸気凝縮機能を良好として原子炉圧力容器及
び原子炉格納容器の温度と共に、圧力の上昇を抑制する
ことから、原子炉運転の安全性と信頼性を向上する効果
がある。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る第１実施例の原子炉格納容器の冷
却装置の要部構成断面図。

【図２】本発明に係る第２実施例の原子炉格納容器の冷
却装置の要部構成断面図。

【図３】本発明に係る一実施例で、冷却材喪失事故時の
ドライウェル及び圧力抑制室の圧力特性図。

【図４】従来の原子炉格納容器の冷却装置の構成断面
図。

【図５】冷却材喪失事故時のドライウェル及び圧力抑制
室の圧力特性図。

【符号の説明】

１…原子炉建屋、２…原子炉格納容器、３…炉心、４…
原子炉圧力容器、５…主蒸気配管、６…重力落下式炉心
冷却系プール、６ａ…冷却水、７…冷却水配管、８…冷
却水プール、９…熱交換器、10…伝熱管、11…蒸気室、
12…水室、13…ドライウェル、14…蒸気供給管、15…凝
縮水戻り管、16…圧力抑制室、17…サプレッションプー
ル、18…不凝縮性ガスベント管、19…圧力抑制ベント
管、20…ドライウェルの圧力曲線、21…圧力抑制室の圧
力曲線、22…開閉弁、23…低圧容器、24…圧力抑制室の
圧力一時一定時点（矢印）。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.⁶ 識別記号庁内整理番号ＦＩ技術表示箇所Ｇ２１Ｃ 9/004 ＧＤＢ 13/00 ＧＤＢ

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】重力落下式炉心冷却系プールを備えて原
子炉格納容器内に含まれた蒸気及び不凝縮性ガスを熱交
換器に吸引して蒸気を冷却凝縮させると共に不凝縮性ガ
スを不凝縮性ガスベント管を介してサプレッションプー
ルに排出させる冷却装置において、前記不凝縮性ガスベ
ント管に開閉弁を介した低圧容器を接続したことを特徴
とする原子炉圧力容器の冷却装置。
【請求項２】前記不凝縮性ガスベント管に接続した低
圧容器を、原子炉格納容器のドライウェル内に設置した
ことを特徴とする請求項１記載の原子炉格納容器の冷却
装置。
【請求項３】前記不凝縮性ガスベント管に接続した低
圧容器を、原子炉格納容器の圧力抑制室内に設置したこ
とを特徴とする請求項１記載の原子炉格納容器の冷却装
置。
【請求項４】前記低圧容器を不凝縮性ガスベント管に
接続した開閉弁を冷却材喪失事故発生後で圧力抑制室内
圧力が所定時間一定となったときに、開くことを特徴と
する請求項１及至請求項３記載の原子炉格納容器の冷却
装置。
【請求項５】前記低圧容器を不凝縮性ガスベント管に
接続した開閉弁を冷却材喪失事故後に予め設定した時間
で開くことを特徴とする請求項１及至請求項３記載の原
子炉格納容器の冷却装置。
【請求項６】前記低圧容器を不凝縮性ガスベント管に
接続した開閉弁を、前記重力落下式炉心冷却系プールの
冷却水が空になったときに開くことを特徴とする請求項
１及至請求項３記載の原子炉格納容器の冷却装置。
【請求項７】前記不凝縮性ガスベント管に接続した低
圧容器の容積を、前記熱交換器における伝熱管の容積相
当としたことを特徴とする請求項１及至請求項３記載の
原子炉格納容器の冷却装置。
【請求項８】前記不凝縮性ガスベント管に接続した低
圧容器を予め負圧としておくことを特徴とする請求項１
及至請求項３記載の原子炉格納容器の冷却装置。