JPS6166189A - ドライウエル冷却型原子炉格納容器調気系設備 - Google Patents
ドライウエル冷却型原子炉格納容器調気系設備Info
- Publication number
- JPS6166189A JPS6166189A JP59187948A JP18794884A JPS6166189A JP S6166189 A JPS6166189 A JP S6166189A JP 59187948 A JP59187948 A JP 59187948A JP 18794884 A JP18794884 A JP 18794884A JP S6166189 A JPS6166189 A JP S6166189A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- dry well
- air conditioning
- reactor containment
- conditioning system
- reactor
- 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
Links
Classifications
-
- 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】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
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調気系設備に係シ、特にドライ
ウェル内設置のドライウェル冷却系設備をなくすことの
できるドライウェル冷却型原子炉格納容器調気系設備に
関する。
ウェル内設置のドライウェル冷却系設備をなくすことの
できるドライウェル冷却型原子炉格納容器調気系設備に
関する。
従来の原子炉格納容器調気系設備としては、第２図に示
すように、原子炉格納容器１のドライウェル内部を冷却
するための空調冷却器３１、及び空調用ダクト３２、及
び空調冷却器用冷却配管３３．３４より構成されたもの
となっており、「ドライウェル内部の配置スペースを狭
くシ、発電所定期検査時のドライウェル内作業性を悪く
する。」更に、「ドライウェル内空調器冷却コイルの破
損事故等によシ原子炉停止事故の発生要因となる。」等
の欠点がある。
すように、原子炉格納容器１のドライウェル内部を冷却
するための空調冷却器３１、及び空調用ダクト３２、及
び空調冷却器用冷却配管３３．３４より構成されたもの
となっており、「ドライウェル内部の配置スペースを狭
くシ、発電所定期検査時のドライウェル内作業性を悪く
する。」更に、「ドライウェル内空調器冷却コイルの破
損事故等によシ原子炉停止事故の発生要因となる。」等
の欠点がある。
本発明は、原子炉一次系冷却水のそう失事故時に於いて
、ドライウェル内にての金属−水素反応による爆発を防
止するために原子炉格納容器内を９索ガスにて置換する
原子炉格納容器調気系設備の窒素ガス発生装置での冷却
効果、及び原子炉格納容器調気系配管を介しドライウェ
ル内部を冷却させることによりドライウェル内での大き
な配置スペースを占めているドライウェル冷却設備を配
置することなく、かつ、空調冷却器用冷却コイル破損等
による計画外原子炉停止事故の発生要因をなくすドライ
ウェル冷却型原子炉格納容器調気系設備を提供すること
にある。
、ドライウェル内にての金属−水素反応による爆発を防
止するために原子炉格納容器内を９索ガスにて置換する
原子炉格納容器調気系設備の窒素ガス発生装置での冷却
効果、及び原子炉格納容器調気系配管を介しドライウェ
ル内部を冷却させることによりドライウェル内での大き
な配置スペースを占めているドライウェル冷却設備を配
置することなく、かつ、空調冷却器用冷却コイル破損等
による計画外原子炉停止事故の発生要因をなくすドライ
ウェル冷却型原子炉格納容器調気系設備を提供すること
にある。
本発明は、原子炉一次系冷却水のそう失事故時に於いて
ドライウェル内での金属−水素反応による爆発防止のた
めの原子炉格納容器調気系設備の窒素ガス発生装置及び
配管を利用し、ドライウェル内部を冷却させることによ
り、ドライウェル内にあったドライウェル冷却系設備を
なくシ、発電所定期検査時のドライウェル内作業スペー
ス拡大と、ドライウェル冷却設備の一部である空調器コ
イル破損等による計画外原子炉停止事故等の発生要因を
なくすようにしたものである。
ドライウェル内での金属−水素反応による爆発防止のた
めの原子炉格納容器調気系設備の窒素ガス発生装置及び
配管を利用し、ドライウェル内部を冷却させることによ
り、ドライウェル内にあったドライウェル冷却系設備を
なくシ、発電所定期検査時のドライウェル内作業スペー
ス拡大と、ドライウェル冷却設備の一部である空調器コ
イル破損等による計画外原子炉停止事故等の発生要因を
なくすようにしたものである。
〔発明の実施例〕
第１図に於いて、原子炉格納容器１には、原子炉一次系
冷却水のそう失事故時、ウラン燃料により溶融された燃
料被覆管のＺｒ−２（ジルカロイ−２）と冷却水中の水
素とがドライウェルで金属−水素反応を起こし、爆発す
ることを防止するため、原子炉格納容器内空気を窒素ガ
スと置換するための窒素ガス供給配管２，３、及び原子
炉格納容器内空気排出配管４，５が接続され、窒素ガス
置換時には、液体窒素供給ライン６よりの液体窒素は蒸
気ライン７．８によりガス化するための窒素ガス発生装
置９に供給され、ガス化された窒素ガスは窒素ガス供給
配管２，３を介し、原子炉格納容器１に供給され、格納
容器内の空気は原子炉格納容器内空気排出配管４．５を
介して、煙突１０にて処理され大気開放される。尚、ド
ライウェル内にて原子炉一次系冷却水そう失事故が発生
すると煙突１０への切換弁１１が閉止され、切換弁１２
が開となり、非常ガス処理設備１３にてドライウェル内
での放射能化された気体が処理され大気開放されるが、
この時、原子炉格納容器内が負圧化し、原子炉格納容器
１が破壊するのを防止するための真空破壊弁１４．１５
を備えた配管等より構成される原子炉格納容器調気系設
備に於いて、原子炉の通常運転時には窒素ガス供給弁１
６゜１７、空気排出弁１８，１９、及び切換弁１１゜１
２は閉止されている状態で、原子炉格納容器内の窒素ガ
ス濃度が規定値（９９，８１）以下とならぬよう窒素ガ
ス補給ライン２０．２１よシ常時窒素ガスが供給されて
いる。本案では、前述原子炉格納容器調気系設備に、窒
素ガス供給配管２のドライウェル吐出口にドライウェル
上部より均等に冷風が供給されるような冷風ダクト２２
及びドライウェル内空気排出配管４人口にドライウェル
下部より均等に温められた気体を吸込むような温風吸込
みダクト２３を備え、更に、ドライウェル内の上、中、
下部に設置された温度センサーを有した自動温度感知調
節器２４と窒素ガス発生装置９に組み込まれた冷却コイ
ル２５により冷却された気体をプロワ−２６を備えた冷
却気体供給配管系２７の冷却気体供給調整弁２８により
ドライウェル内温度を５０〜６０℃に保持させている。
冷却水のそう失事故時、ウラン燃料により溶融された燃
料被覆管のＺｒ−２（ジルカロイ−２）と冷却水中の水
素とがドライウェルで金属−水素反応を起こし、爆発す
ることを防止するため、原子炉格納容器内空気を窒素ガ
スと置換するための窒素ガス供給配管２，３、及び原子
炉格納容器内空気排出配管４，５が接続され、窒素ガス
置換時には、液体窒素供給ライン６よりの液体窒素は蒸
気ライン７．８によりガス化するための窒素ガス発生装
置９に供給され、ガス化された窒素ガスは窒素ガス供給
配管２，３を介し、原子炉格納容器１に供給され、格納
容器内の空気は原子炉格納容器内空気排出配管４．５を
介して、煙突１０にて処理され大気開放される。尚、ド
ライウェル内にて原子炉一次系冷却水そう失事故が発生
すると煙突１０への切換弁１１が閉止され、切換弁１２
が開となり、非常ガス処理設備１３にてドライウェル内
での放射能化された気体が処理され大気開放されるが、
この時、原子炉格納容器内が負圧化し、原子炉格納容器
１が破壊するのを防止するための真空破壊弁１４．１５
を備えた配管等より構成される原子炉格納容器調気系設
備に於いて、原子炉の通常運転時には窒素ガス供給弁１
６゜１７、空気排出弁１８，１９、及び切換弁１１゜１
２は閉止されている状態で、原子炉格納容器内の窒素ガ
ス濃度が規定値（９９，８１）以下とならぬよう窒素ガ
ス補給ライン２０．２１よシ常時窒素ガスが供給されて
いる。本案では、前述原子炉格納容器調気系設備に、窒
素ガス供給配管２のドライウェル吐出口にドライウェル
上部より均等に冷風が供給されるような冷風ダクト２２
及びドライウェル内空気排出配管４人口にドライウェル
下部より均等に温められた気体を吸込むような温風吸込
みダクト２３を備え、更に、ドライウェル内の上、中、
下部に設置された温度センサーを有した自動温度感知調
節器２４と窒素ガス発生装置９に組み込まれた冷却コイ
ル２５により冷却された気体をプロワ−２６を備えた冷
却気体供給配管系２７の冷却気体供給調整弁２８により
ドライウェル内温度を５０〜６０℃に保持させている。
また、空気排出配管に接続した原子炉格納容器内気体吸
込み配管２９を介し、温められた原子炉格納容器内の気
体は、冷却コイル２５により冷却され、冷却気体供給配
管系２７へと循環されている。
込み配管２９を介し、温められた原子炉格納容器内の気
体は、冷却コイル２５により冷却され、冷却気体供給配
管系２７へと循環されている。
本発明の一実施例によれば、ドライウェル内に単独のド
ライウェル冷却設備を設置することなく、ドライウェル
内を冷却させることが可能となシ、発電所定期検査時の
ドライウェル内作業スペースの確保、及び、ドライウェ
ル内空調器冷却コイルの破損事故等による計画外原子炉
停止事故の発生要因をなくすという効果がある。
ライウェル冷却設備を設置することなく、ドライウェル
内を冷却させることが可能となシ、発電所定期検査時の
ドライウェル内作業スペースの確保、及び、ドライウェ
ル内空調器冷却コイルの破損事故等による計画外原子炉
停止事故の発生要因をなくすという効果がある。
尚、原子力発電所定期検査開始時には、原子炉格納容器
調気系統の作動にて窒素ガス供給弁１６゜１７を閉止し
、換気空調系統３０より空気を注入し、仕切弁１１を開
にし、原子炉格納容器内の窒素ガスを煙突１０より大気
開放する。
調気系統の作動にて窒素ガス供給弁１６゜１７を閉止し
、換気空調系統３０より空気を注入し、仕切弁１１を開
にし、原子炉格納容器内の窒素ガスを煙突１０より大気
開放する。
本発明によれば、ドライウェル内での冷却設備撤廃化に
より発電所定期検査時のドライウェル内−での作業スペ
ース確保による作業時の作業員放射線被ばく低減、及び
ドライウェル内冷却コイル破損事故等による計画外原子
炉停止の発生要因を々くす効果がある。
より発電所定期検査時のドライウェル内−での作業スペ
ース確保による作業時の作業員放射線被ばく低減、及び
ドライウェル内冷却コイル破損事故等による計画外原子
炉停止の発生要因を々くす効果がある。
第１図は、本発明の一実施例の系統構成と動作原理を説
明するドライウェル冷却型原子炉格納容器調気系設備の
路線図、第２図は、従来のドライウェル冷却設備と原子
炉格納容器調気系設備の路線図である。 １・・・原子炉格納容器、６・・・液体窒素供給ライン
、７・・・蒸気ライン（入口）、８・・・蒸気ライン（
出口）、９・・・窒素ガス発生装置、１３・・・非常用
ガス処理設備、２０．２１・・・窒素ガス補給ライン、
２２・・・冷風供給ダクト、２５・・・冷却コイル、２
７・・・冷却気体供給配管、２９・・・気体吸込み配管
、３０・・・換気空調系統、３１・・・空調冷却器、３
２・・・ダクト、３５・・・原子炉圧力容器。
明するドライウェル冷却型原子炉格納容器調気系設備の
路線図、第２図は、従来のドライウェル冷却設備と原子
炉格納容器調気系設備の路線図である。 １・・・原子炉格納容器、６・・・液体窒素供給ライン
、７・・・蒸気ライン（入口）、８・・・蒸気ライン（
出口）、９・・・窒素ガス発生装置、１３・・・非常用
ガス処理設備、２０．２１・・・窒素ガス補給ライン、
２２・・・冷風供給ダクト、２５・・・冷却コイル、２
７・・・冷却気体供給配管、２９・・・気体吸込み配管
、３０・・・換気空調系統、３１・・・空調冷却器、３
２・・・ダクト、３５・・・原子炉圧力容器。
Claims (1)
- １、原子炉一次系冷却水のそう失事故時、ウラン燃料に
より溶融された燃料被覆管のＺｒ−２（ジルカロイ−２
）と冷却水中の水素が、ドライウェル内にて金属−水素
反応を起こし、爆発することを防止するため、原子炉運
転前に原子炉格納容器内空気を窒素ガスにて置換するた
めの原子炉格納容器調気系設備に於いて、前記、原子炉
格納容器調気系設備の窒素ガス発生装置での冷却効果、
及び原子炉格納容器に接続している原子炉格納容器調気
系配管を介し、ドライウェル内部を冷却することを特徴
とするドライウェル冷却型原子炉格納容器調気系設備。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59187948A JPS6166189A (ja) | 1984-09-10 | 1984-09-10 | ドライウエル冷却型原子炉格納容器調気系設備 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59187948A JPS6166189A (ja) | 1984-09-10 | 1984-09-10 | ドライウエル冷却型原子炉格納容器調気系設備 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6166189A true JPS6166189A (ja) | 1986-04-04 |
Family
ID=16214969
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59187948A Pending JPS6166189A (ja) | 1984-09-10 | 1984-09-10 | ドライウエル冷却型原子炉格納容器調気系設備 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6166189A (ja) |
-
1984
- 1984-09-10 JP JP59187948A patent/JPS6166189A/ja active Pending
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JPS6186682A (ja) | 原子炉装置 | |
| US4382908A (en) | After-heat removal system for a gas-cooled nuclear reactor | |
| US3357892A (en) | Gas cooled nuclear reactor | |
| CN109341009A (zh) | 一种海洋核动力平台安全壳的空调系统 | |
| JP2011252837A (ja) | 原子炉格納容器除熱装置及び除熱方法 | |
| JPH0990092A (ja) | 原子炉格納容器 | |
| KR20230112394A (ko) | 피동보조급수탱크의 냉각수를 이용한 격납건물 냉각 및 배기 시스템 및 이를 이용한 냉각 및 배기 방법 | |
| CN119993576B (zh) | 一种堆坑自然循环排热系统、核电站反应堆及其排热方法 | |
| JP3174414B2 (ja) | コークス乾式消火設備における安全装置 | |
| Dunn et al. | Preliminary safety evaluation of the gas turbine-modular helium reactor (GT-MHR) | |
| Deckers et al. | Helium high pressure irradiation facility for breeder fuel pins in the FR2 reactor | |
| JPS60147694A (ja) | 原子炉格納容器調気系 | |
| Bodnar et al. | An In-pile Gas-cooled Loop Installed at the Battelle Research Reactor | |
| JPS5811527B2 (ja) | 換気空調設備 | |
| JPS62148887A (ja) | 原子炉格納容器内圧力低減装置 | |
| JPS6053886A (ja) | 沸騰水型原子力発電設備のドライウエル冷却系 | |
| JPH01184496A (ja) | 原子力発電所の換気空調系 | |
| JPS6095390A (ja) | 炉心崩壊熱除去用熱交換装置 | |
| JPS5929840B2 (ja) | 原子炉の炉心冷却系 | |
| CN120878304A (zh) | 一种高温气冷堆压力容器壳体降温系统、核电系统及使用方法 | |
| JPH04363695A (ja) | 原子炉建屋の圧力抑制装置 | |
| JPS58172589A (ja) | 原子炉格納容器の冷却装置 | |
| DOE | Preliminary safety information document for the standard MHTGR | |
| Roglans et al. | A PRA case study of extended long term decay heat removal for shutdown risk assessment | |
| Suzuki et al. | Optimization of Standby Gas Treatment System Capacity for US-ABWR |