JPS6018960B2 - 原子炉格納容器 - Google Patents

原子炉格納容器

Info

Publication number
JPS6018960B2
JPS6018960B2 JP50107012A JP10701275A JPS6018960B2 JP S6018960 B2 JPS6018960 B2 JP S6018960B2 JP 50107012 A JP50107012 A JP 50107012A JP 10701275 A JP10701275 A JP 10701275A JP S6018960 B2 JPS6018960 B2 JP S6018960B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
containment vessel
reactor containment
expansion tube
expansion
steam
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.)
Expired
Application number
JP50107012A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS5231295A (en
Inventor
研司 富永
利彦 杉崎
哲男 堀内
省三 山成
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Hitachi Ltd filed Critical Hitachi Ltd
Priority to JP50107012A priority Critical patent/JPS6018960B2/ja
Publication of JPS5231295A publication Critical patent/JPS5231295A/ja
Priority to US05/897,711 priority patent/US4305896A/en
Publication of JPS6018960B2 publication Critical patent/JPS6018960B2/ja
Expired legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • 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
    • G21C9/012—Pressure suppression by thermal accumulation or by steam condensation, e.g. ice condensers
    • B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01—PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01D—SEPARATION
    • B01D19/00—Degasification of liquids
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22—STEAM GENERATION
    • F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B37/00—Component parts or details of steam boilers
    • F22B37/02—Component parts or details of steam boilers applicable to more than one kind or type of steam boiler
    • F22B37/42—Applications, arrangements or dispositions of alarm or automatic safety devices
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F28—HEAT EXCHANGE IN GENERAL
    • F28B—STEAM OR VAPOUR CONDENSERS
    • F28B3/00—Condensers in which the steam or vapour comes into direct contact with the cooling medium
    • F28B3/06—Condensers in which the steam or vapour comes into direct contact with the cooling medium by injecting the steam or vapour into the cooling liquid
    • 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

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Thermal Sciences (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は原子炉格納容器に係り、特に原子炉一次系破断
等による冷却材喪失時の高温高圧蒸気の冷却に好適なか
つ原子炉格納容器の破損を防止するペント管の構造に関
する。
〔発明の背景〕
第1図は従釆の原子炉格納容器周りの縦断面図を示す。
図において、1は格納容器、2はドライウェル、3は圧
力抑制室、4はペント管、5はプール水、6は原子炉容
器、7はリリーフ弁、8はリリーフベント管である。格
納容器1は上部の空間であるドライウヱル2、下部の空
間である圧力抑制室3、これらを運縦するペント管4お
よびリリーフベント管8などより構成され、これらペン
ト管はプール水5中に下部が浸簿している。
圧力抑制室3は原子炉一次系破断を仮想した冷却材喪失
事故時に、ドライウヱル2内の空気と原子炉から放出さ
れる高温高圧の蒸気をペント管4を通してプール水5に
導き、この蒸気を凝縮することによりドライゥェル2内
の圧力上昇をおさえ、格納容器の破損を防止するように
設けられている。
また、原子炉の停止時に原子炉容器6内を減圧する際、
リリーフ弁7をあげ、原子炉容器6内の高温高圧の蒸気
とりリーフベント管8内の空気をリリーフベント管8下
部の閉口9を通してプール水5に放出して蒸気を凝縮す
ることもできる。
しかし、急激な圧力上昇により空気または蒸気が水中に
ペントされると、過渡的にダイナミックな力が発生する
。現象面から考えられるダイナミックな力としては(1
)ペント管4からのペント吹き出し開始時に、急激に圧
縮された空気が水面をうち、圧縮波が生ずる。
(以後、これを空気排出時の圧縮波と呼ぶ。)(0)ペ
ント吹き出し開始時には高圧の空気によりペント管4内
の水が高速で排除され、この水流(ウオーター ジェッ
ト)による力はダイナミックな力として圧力抑制室の底
に加わる。
(m)ペント吹き出し初期において、ベント管4内で圧
縮された空気は水中への放出と同時に膨張と圧縮を繰り
返し、振動する可能性がある(空気泡が振動)。(W)
大量の空気が一気に放出されると瞬時に加圧空気の圧力
がそのまま格納容器1の壁に加わる可能性がある(以下
、これを圧力スパイクと呼ぶ。
)。(V)ペント吹き出し開始時に高圧の空気がペント
管4を通り排出される。
これがプール水中に放出されると急激な減圧によって膨
張した空気によってプール水が持ち上げられ、上向きの
荷重となる。(これを以後、水面膨張による力とよぶ。
)(W)水面上昇を生じさせた大きな空気泡が水面で破
裂すると、大量の水滴を飛散させる。
この飛散水滴は、水面上にある構造材や、圧力抑制室の
天井に衝突し上向きの力を加える可能性がある(以後、
これを水滴による衝撃力を呼ぶ。
)。(W)空気の膨張により上昇した水面は気泡の離脱
、破壊に伴い急激に落下し、以後、水面は上下に揺動す
る。
(以下、これを水面揺動と称す。)(畑)プール水温が
高くなったり、排出蒸気量が水の凝縮能力の限界付近に
なると、ベント管4から排出された蒸気が直ちに凝縮さ
れず、ある程度大きな気泡に成長してから急に凝縮が起
るといった現象をくり返すので、排気管出口で振動がお
こる。
以上、(1)〜(欄)の現象はペント管4による蒸気凝
縮過程に特有の現象で、リリーフベント管8を通しての
蒸気リリーフ時および冷却材喪失事故の空気あるいは蒸
気放出過程においても発生する可能性がある。
従来のペント管は直管形であり、上記(1)〜(風)の
現象により生じるダイナミックな力を積極的に減衰させ
る構造にはなっていないので、空気放出時の圧縮波は抑
えられず、関口の設け方もペント管を拡大していないの
で制限をうけ、格納容器1が損傷するという欠点があっ
た。
この欠点を補うのに直管形ペント管に噴出口を設けた構
造が実施されているが、これとても上記した(1)、(
ロ)の現象を積極的に抑える構造ではなく、原子炉の安
全性及び信頼性の向上に通したものであるといえなかっ
た。
〔発明の目的〕
本発明の目的は従来技術のもつこのような欠陥を補い、
大量の気体放出によるダイナミックな力を積極的に減衰
させることのできる原子炉格納容器を提供することにあ
る。
〔発明の概要〕
本発明は、原子炉の一次系破断によってドライウェルに
放出された蒸気をペント管を通して圧力抑制室に導き、
貯えられている水により蒸気を凝縮復水させる場合や、
原子炉の停止時に原子炉容器内を減圧する為に原子炉容
器内の高温高圧の蒸気をリリーフベント管を介して、同
機の方法により凝縮する場合等に係る。
そして、本発明は、高温高圧の蒸気を圧力抑制室のプー
ル水中に導〈べント管もしくはリリーフベント管等の下
端部で、しかもプ−ル水に浸漁される部分及びその近傍
に着目し、この部分に従来技術にない構造をもたせるこ
とにより、前記(1)〜(畑)に示すような原子炉格納
容器周りに損傷を与える現象を緩和するように構成され
ている。その構造とは則ち、管路の下端部に管路の流路
断面積よりも大きな流路断面積を有し、拡大筒部の液面
下の部分拡大筒部の内部空間のうち圧力抑制室内に貯え
られた蒸気凝縮のために水によって占められている部分
の拡大筒部側壁に、蒸気放出のための噴出口を設けるも
のである。
上記の構造では、ベント管あるいはリリーフベント管等
が、拡大筒部の内部空間で開口する部分が拡大筒部分内
のプール水液面より上方に位贋することが望ましい。こ
れは前記(1)〜(風)の現象を緩和し、原子炉格納容
器の損傷を防ぐための重要な構造である。以下、本発明
の好ましい実施例を図面に基づいて詳細に説明する。
第3図は原子炉格納容器に適用されるペント管の縦断面
図である。図においてペント管4の下部には多数の噴出
口9を設け、底付きの拡大筒10が蓮らなっている。第
3図に示す以外の構成は第1図の構成と同一である。拡
大筒10の上端部は水面より上方に配置され、その下部
は水中に浸簿する。拡大鮫10の側壁面には数層にわた
って多数の噴出口9があり、浸糟部分の深さはプール水
による凝縮能力を・考慮し、1.5〜3.6肌&が適当
である。さて、冷却材喪失事故が発生してドライウェル
2内に高圧の蒸気が原子炉容器6内より放出されると、
ベント管4内部にあるプール水5の液面上の空気が圧縮
されて、ベント管4の下端部の拡大筒10内に圧力が加
わる。
いま第4図に示すように、拡大筒10の流路面積A2の
、ベント管4拡大筒10より上方の部分の流路断面積A
,に対する比をN.とすると、(1)に示した空気排出
時に拡大節10内の液面に加えられる力は、拡大筒10
がプール水5iの液面上に存在するのでペント管4と拡
大筒10lとが接合している拡大部で減衰する。
このため、発生する圧縮波による圧力は1/N,になり
、これによってプール水5中に発生する圧力波は著しく
低減できる。(0)のウオータージェットも流速が、1
/N,となるので、圧力抑制室の底に加わる力も1/N
,に低減される。噴出口9の径を従釆のペント管4の関
口径の1/N2(1/N2=D2/D2′、第5図参照
)にすることになり、放出空気により形成される気泡が
小さくなり、圧縮−膨張の程度が緩和し、放出空気の振
動の大きさは従来の振動のそれに比べて1/(N2)2
となる((m)の空気泡振動を緩和する。
)さらに、拡大筒の周囲に多数の噴出口を開け、放散空
気泡の分布を均一化することにより第6図及び第7図に
示すように水面の上昇速度と上昇距離をおさえて緩慢な
水面上昇とすることができる。このため、水面の膨張に
伴う(V)の上昇水の衝撃力、(W)の飛散水滴の衝撃
力、(肌)の水面揺動も小さく抑えることができる。特
に、第3図に示す実施例では、ベント管4の関口よりも
下方で多数の噴出口9を配置した拡大筒10をペント管
4の下端部に設け、しかも拡大筒10の底部を密封して
いるので、冷却材喪失事故発生直後に拡大筒10内に流
入して圧力が減少した空気は、拡大筒10内の冷却水液
面を押下げながら最上部に位置する噴出口9より、最下
部に&贋する噴出口9に向って順番に各噴出口9から拡
大筒10外に放出される。
このため、最下部の噴出口9から放出される気泡内圧力
は、気泡の放出時間が少しずれるために最大部の噴出口
9から放出される気泡のそれよりも小さくなる。拡大筒
10の最大部の噴出口9より最初に空気が放出された時
に発生するダイナミックな力は、放出された気泡の内圧
が高い割りには放出量がわずかであるので、それ程大き
くはならない。本実施例は、拡大筒10を設けたことに
よる拡大筒10内に流入した空気の圧力減少、及び、複
数の噴出口9をペント管4が拡大筒10の側壁に鞠方向
に配置したことによる放出された気泡の内圧低下により
、圧力抑制室3内で発生するダイナミックな力を著しく
低減できる。本実施例は、空気の放出が完了した後、原
子炉容器からの蒸気の放出が噴出口9より開始されても
、この蒸気を効率良く凝縮することができる。
水面の上昇をさらに抑え、気泡どうしの合体をなくすた
めには、拡大筒10の上部に大きな噴出口を、下部へい
くほど4・さな噴出口を開けるのが最適である。これら
噴出口間の間隔は、噴出口から放出された気泡が合体し
ないように、噴出口の径の約2倍にするのが良い。
また、多数の噴出口9を拡大筒10に開けることにより
、ベント出口面積を大きくすることができる。
いま、噴出口を2川固開け、全体でのペント出口面積を
従来の4倍にすると、(0)の高速の水流の流速は1/
4に、(肌)の蒸気凝縮による圧力波の大きさは1′2
0に抑えることができ、また(W)の瞬間的な圧力スパ
イクの圧力は1/4にそれぞれ抑えることができる(第
8図参照)。
また、例えば流路断面積比N,=2、噴出口の径は比N
2=2はペント出口面積比N3=3とすると、従釆に比
べて、空気排出時の圧縮波発生の際に水面にかかる圧力
は、 1/2にウオータージ
ェットの流速は、 1/6に空気泡振動の大きさ
は、 1/2に圧力スパイクによる圧力は、
1′2に水面膨張による力は、
1/4に水面揺動の振幅は、 1/
4に蒸気凝縮時に圧力抑制室内に加わる圧力は、1/4
にそれぞれ抑えることができ、問題となっている荷重を
全て小さくすることができる。
〔発明の効果〕
本発明によれば、拡大筒を設けたことによる流入した非
凝縮性ガスの圧力低減、及び、管路が拡大筒内に関口す
る位置よりも下方に複数の噴出口を設けて各噴出口から
の非凝縮性ガスの放出時間をずらすことによる気泡の内
圧低下を図ることができるので、冷却材喪失事故時に圧
力抑制室内に発生するダイナミックな力を著しく低減で
き、かつ蒸気を効率良く凝縮できる。
【図面の簡単な説明】
第1図は従来の原子炉格納容器の縦断面図、第2図は従
来のペント管の縦断面図、第3図は本発明の一実施例で
ある原子炉格納容器に適用されるペント管の縦断面図、
第4図、第5図、第6図、第7図及び第8図は第3図に
示す本発明の実施例の特性を示す図である。 1・…・・格納容器、2・・…・ドライウェル、3・・
・・・・圧力抑制室、4…・・・ベント管、5・・・・
・・プール水、9・・・・・・噴出口、10…・・・拡
大筒。 第1図第4図 第2図 ※3図 第5図 第6図 第7図 第2図

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 原子炉容器を内蔵し、非凝縮性ガスを充填した密封
    容器と、上記原子炉容器から放出される蒸気を冷却、凝
    縮するためのプール水を貯える圧力抑制室と、上記凝縮
    すべき蒸気を上記圧力抑制室内のプール水に導く管路と
    からなる原子炉格納容器において、上記管路の下端部に
    、上記管路の流路断面積よりも大きな流路断面積を有し
    て下端部が密封された拡大筒を設け、上記拡大筒はその
    内部空間の一部が上記圧力抑制室内のプール水によつて
    占められ、上記拡大筒内の液面下側壁の部分に上記凝縮
    すべき蒸気を放出する噴出口を配置したことを特徴とす
    る原子炉格納容器。 2 特許請求の範囲第1項記載の原子炉格納容器におい
    て、上記拡大筒の噴出口は、拡大筒側壁に軸方向に複数
    個設けられていることを特徴とする原子炉格納容器。 3 特許請求の範囲第1項記載の原子炉格納容器におい
    て、上記拡大筒の噴出口は、拡大筒側壁に軸方向に複数
    個設けられ、上記複数個の噴出口は、それぞれの間隔が
    噴出口内径の2倍程度であることを特徴とする原子炉格
    納容器。 4 特許請求の範囲第1項記載の原子炉格納容器におい
    て、上記拡大筒の噴出口は、拡大筒側壁に軸方向に複数
    個設けられ、上記複数個の噴出口は、上記拡大筒の底部
    に近づくほどその内径が小さくなつていることを特徴と
    する原子炉格納容器。
JP50107012A 1975-09-05 1975-09-05 原子炉格納容器 Expired JPS6018960B2 (ja)

Priority Applications (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP50107012A JPS6018960B2 (ja) 1975-09-05 1975-09-05 原子炉格納容器
US05/897,711 US4305896A (en) 1975-09-05 1978-04-19 Vent exit device for condensing steam

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP50107012A JPS6018960B2 (ja) 1975-09-05 1975-09-05 原子炉格納容器

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS5231295A JPS5231295A (en) 1977-03-09
JPS6018960B2 true JPS6018960B2 (ja) 1985-05-13

Family

ID=14448251

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP50107012A Expired JPS6018960B2 (ja) 1975-09-05 1975-09-05 原子炉格納容器

Country Status (2)

Country Link
US (1) US4305896A (ja)
JP (1) JPS6018960B2 (ja)

Families Citing this family (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4428904A (en) 1978-07-19 1984-01-31 Kraftwerk Union Aktiengesellschaft Blow-off device for limiting excess pressure in nuclear power plants, especially of the boiling water reactor-type
JPS5646492A (en) * 1979-09-21 1981-04-27 Tokyo Shibaura Electric Co Steam condensation demice
JPS56137276A (en) * 1980-03-31 1981-10-27 Hitachi Ltd Steam exhausting device
US4717532A (en) * 1985-06-26 1988-01-05 Westinghouse Electric Corp. Pressure control system for a pressurized water nuclear reactor plant
JP3149606B2 (ja) * 1993-03-11 2001-03-26 株式会社日立製作所 原子炉格納容器の冷却システム
DE19812073C1 (de) * 1998-03-19 1999-11-04 Siemens Ag Vorrichtung und Verfahren zum Abblasen von Dampf in einer Kernkraftanlage
DE10258354B3 (de) * 2002-12-12 2004-07-29 Framatome Anp Gmbh Sicherheitsbehälter einer Kernkraftanlage
US8837665B2 (en) * 2007-08-03 2014-09-16 Charles E. Ramberg Ex-vessel accident mitigation
US20150194226A1 (en) * 2014-01-06 2015-07-09 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Reactor containment pressure suppression

Family Cites Families (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US428307A (en) * 1890-05-20 Steam-muffler
US824956A (en) * 1900-12-17 1906-07-03 George Gregory Smith Depurator for gas.
US988398A (en) * 1909-11-22 1911-04-04 Thomas S Booth Carbureter.
US1532233A (en) * 1923-03-05 1925-04-07 Arnold O Dahlberg Milk-heating apparatus
US1969644A (en) * 1932-04-16 1934-08-07 Gavett Weston Aeration of fluids
US1957615A (en) * 1933-02-21 1934-05-08 James E Russell Water heater
US2502187A (en) * 1947-01-09 1950-03-28 Cardox Corp Diffuser apparatus for treating liquids with a gaseous medium
US3490752A (en) * 1966-09-02 1970-01-20 Martin Danjes Aeration device for sewage plants with biological purification
US3899391A (en) * 1968-03-29 1975-08-12 Stone & Webster Eng Corp Containment vessel construction for nuclear power reactors
US3606985A (en) * 1969-04-30 1971-09-21 Zink Co John Apparatus for controlling the flow of gases
US3988396A (en) * 1973-11-02 1976-10-26 Stannard Forrest B Aeration tubing system
GB1463148A (en) * 1973-12-12 1977-02-02 Commissariat Energie Atomique Liquid cooled nuclear reactors
SE389936B (sv) * 1975-04-24 1976-11-22 Asea Atom Ab Avblasningsorgan for reaktorsekerhetsventil

Also Published As

Publication number Publication date
US4305896A (en) 1981-12-15
JPS5231295A (en) 1977-03-09

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4252611A (en) Pressure suppression apparatus of a nuclear power plant
WO2023070943A1 (zh) 抑压水池装置及核反应堆
JP2018511031A (ja) 格納容器ドレンシステム
US5211906A (en) Reactor containment vessel
CN111599494B (zh) 一种抑压水池
US4305896A (en) Vent exit device for condensing steam
JP4533957B2 (ja) 蓄圧注水タンク及びフローダンパの製造方法
CN115579159A (zh) 核电用安注箱
JP2903819B2 (ja) 原子炉格納容器の圧力抑制設備
CN111599492B (zh) 一种抑压管及应用该抑压管的抑压水池
JPS5922197B2 (ja) 原子炉安全弁の吹下し部材
EP4427830A1 (en) Steam-water separator and waste heat removal system
JPS5822720B2 (ja) 原子炉格納容器の圧力抑制装置
JPS5932846Y2 (ja) 騒音防止蒸気凝縮装置
JPS6134640B2 (ja)
JPS6029694A (ja) 原子炉格納容器
JPS6039997B2 (ja) 圧力抑制装置
JPH04223296A (ja) 受動安全注入装置及び予備凝縮多孔分散装置
JPS6138430B2 (ja)
JPS6136960Y2 (ja)
JPS6223837B2 (ja)
JPS6045837B2 (ja) リリ−フベント管
CN120236793A (zh) 一种基于引射原理的安全壳抑压喷管
JPH07119898A (ja) 低温液化ガス貯蔵タンク内のロールオーバー防止装置
CN120236791A (zh) 具有减弱水池肿胀、热分层和冷凝水锤的安全壳抑压结构