JPS63195594A - 原子炉プラント - Google Patents
原子炉プラントInfo
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- JPS63195594A JPS63195594A JP62026289A JP2628987A JPS63195594A JP S63195594 A JPS63195594 A JP S63195594A JP 62026289 A JP62026289 A JP 62026289A JP 2628987 A JP2628987 A JP 2628987A JP S63195594 A JPS63195594 A JP S63195594A
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- Japan
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- reactor
- containment vessel
- water
- vessel
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- 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
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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
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- Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (AREA)
- 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】
［産業上の利用分野］
本発明は、原子炉プラントに係り、特に原子炉建屋内に
復水貯蔵プールを設けた原子炉プラントに関する。
復水貯蔵プールを設けた原子炉プラントに関する。
［従来の技術］
特開昭５４−１３７５９６号公報に示された従来の沸騰
水型原子炉プラントは、復水貯蔵タンクを原子炉建屋及
びタービン建屋に近接させて原子炉建屋の屋外に設置し
である。この復水貯蔵タンクは、燃料プール補給水系、
制御棒駆動水圧系の水源、給復水系の保有水量調整用に
用いられいた。
水型原子炉プラントは、復水貯蔵タンクを原子炉建屋及
びタービン建屋に近接させて原子炉建屋の屋外に設置し
である。この復水貯蔵タンクは、燃料プール補給水系、
制御棒駆動水圧系の水源、給復水系の保有水量調整用に
用いられいた。
また、安全系である原子炉隔離時冷却系、高圧炉心スプ
レィ系の水源としても用いていた。
レィ系の水源としても用いていた。
［発明が解決しようとする問題点］
従来の沸騰水型原子炉プラントは、復水貯蔵タンクは、
専用に設けられた耐震基礎マット（コンクリートマット
）上に設置されていた。このため。
専用に設けられた耐震基礎マット（コンクリートマット
）上に設置されていた。このため。
上記専用の耐震基礎マットを構築するにあたり多量のコ
ンクリートを必要とし、沸騰水型原子炉プラントの全基
礎マットの構築に長時間を要していた。
ンクリートを必要とし、沸騰水型原子炉プラントの全基
礎マットの構築に長時間を要していた。
本発明の目的は、上記従来例の問題点を解消し。
建設期間を短縮できる原子炉プラントを提供することに
ある。
ある。
［問題を解決するための手段］
上記の目的は、格納容器とこの周囲をとり囲む筒状の生
体じゃへい体との間に、復水貯蔵プールを設けることに
よって達成させることが出来る。
体じゃへい体との間に、復水貯蔵プールを設けることに
よって達成させることが出来る。
［作用コ
原子炉格納容器外周プール（復水貯蔵プール）は原子炉
格納容器外側に配置され、また、注入ポンプ、ポンプ駆
動タービン、主蒸気管および注入配管は原子炉格納容器
、原子炉建屋に配置される。
格納容器外側に配置され、また、注入ポンプ、ポンプ駆
動タービン、主蒸気管および注入配管は原子炉格納容器
、原子炉建屋に配置される。
故に原子炉格納容器外周プールに接近して接続すること
が可能なため、原子炉隔離時冷却系及び緊急炉心冷却系
（ＥＣＣ５）等の安全系、制御棒駆動装置の駆動水系、
及び燃料プール補給水系等の原子炉建屋内の重要度の高
い配管のルートを非常に短くすることが出来る。
が可能なため、原子炉隔離時冷却系及び緊急炉心冷却系
（ＥＣＣ５）等の安全系、制御棒駆動装置の駆動水系、
及び燃料プール補給水系等の原子炉建屋内の重要度の高
い配管のルートを非常に短くすることが出来る。
また、格納容器外周プールは原子炉格納容器と原子炉建
屋の生体じゃへい壁（コンクリート壁）との間に形成さ
れる余剰空間部に配置されるため、原子炉建屋の耐震コ
ンクリートマット上に設置されることになる。従って、
本発明は、従来の原子炉プラントで必要としていた復水
貯蔵タンク専用の耐震コンクリートマットが不用となる
ので１本発明の耐震基礎マットに必要なコンクリート打
設量が大巾に低減でき、基礎マットの構築期間、ひいて
は原子炉プラントの建設期間を短縮できる。
屋の生体じゃへい壁（コンクリート壁）との間に形成さ
れる余剰空間部に配置されるため、原子炉建屋の耐震コ
ンクリートマット上に設置されることになる。従って、
本発明は、従来の原子炉プラントで必要としていた復水
貯蔵タンク専用の耐震コンクリートマットが不用となる
ので１本発明の耐震基礎マットに必要なコンクリート打
設量が大巾に低減でき、基礎マットの構築期間、ひいて
は原子炉プラントの建設期間を短縮できる。
ここで、従来の復水貯蔵タンクの機能を有する格納容器
外周プールを原子炉建屋内に設置する場合、約２００Ｏ
ｎ−１’以上の水を原子炉建屋内に保有することとなり
、万一の漏洩時に対し、その検出及び漏洩水による他の
設備１例えば非常用炉心冷１設備への溢水防止を考慮し
てお（必要がある。
外周プールを原子炉建屋内に設置する場合、約２００Ｏ
ｎ−１’以上の水を原子炉建屋内に保有することとなり
、万一の漏洩時に対し、その検出及び漏洩水による他の
設備１例えば非常用炉心冷１設備への溢水防止を考慮し
てお（必要がある。
格納容器外周プールは、ライニングプール構造になる。
このようにライニングプール構造にする場合は従来の使
用済燃料プールの漏洩検出設備と同等の設備を設置する
ことにより容易にライニング溶接部等からの漏洩検出が
可能になる。また、格納容器外周プールの大破損等によ
り多量の保有水が漏洩した場合においても第５図に示す
ように生体じゃへい壁５０が溢水防止壁として機能する
。
用済燃料プールの漏洩検出設備と同等の設備を設置する
ことにより容易にライニング溶接部等からの漏洩検出が
可能になる。また、格納容器外周プールの大破損等によ
り多量の保有水が漏洩した場合においても第５図に示す
ように生体じゃへい壁５０が溢水防止壁として機能する
。
したがって生体しやへい壁外に設置されている他の安全
上重要な機器が溢水にみまわれる様な事態は生じない。
上重要な機器が溢水にみまわれる様な事態は生じない。
さらに、格納容器外周プールを復水貯蔵タンクの代替設
備とするためにはその水質を規定値に維持しておく必要
がある。ここで格納容器外周プールは原子炉格納容器内
のサプレッションプールと異なり主蒸気逃がし安全弁の
排気や残留熱除去系のフラッシング水等の流入がなく、
水質悪化の要因がない、したがって格納容器外周プール
水質はプラント寿命期間を通じてその清浄度を十分維持
することが可能と考えられ１．従来の復水貯蔵タンクと
しての機能を十分達成することができる。
備とするためにはその水質を規定値に維持しておく必要
がある。ここで格納容器外周プールは原子炉格納容器内
のサプレッションプールと異なり主蒸気逃がし安全弁の
排気や残留熱除去系のフラッシング水等の流入がなく、
水質悪化の要因がない、したがって格納容器外周プール
水質はプラント寿命期間を通じてその清浄度を十分維持
することが可能と考えられ１．従来の復水貯蔵タンクと
しての機能を十分達成することができる。
［実施例］
以下１本発明の一実施例である沸騰水型原子炉プラント
を第１図及び第５図により説明する。
を第１図及び第５図により説明する。
原子炉圧力容器１内で発生した蒸気は主蒸気管８にてタ
ービン４６に送られる。タービン４６から排気された蒸
気は、復水器４０にて凝縮されて水となる。この凝縮水
は、給水として復水ポンプ４８、復水ろ過脱塩装置４１
、給水ポンプ４７及び給水加熱器４３が設けられた給水
復水配管５９により原子炉圧力容器１に戻される。
ービン４６に送られる。タービン４６から排気された蒸
気は、復水器４０にて凝縮されて水となる。この凝縮水
は、給水として復水ポンプ４８、復水ろ過脱塩装置４１
、給水ポンプ４７及び給水加熱器４３が設けられた給水
復水配管５９により原子炉圧力容器１に戻される。
格納容器外周プール４は、第５図に詳細に示すように原
子炉格納容器２と原子炉建屋の生体じゃへい壁５０との
間に形成され、しかも環状のプールである。原子炉圧力
容器１の周囲を取囲むサプレッションチェンバ（圧力抑
制室）３Ａ及び格納容器外周プール４は、原子炉建屋の
耐震コンクリートマット５３上に設置される。サプレッ
ションチェンバ３Ａ及び格納容器外周プール４内には、
プール水３及び４Ａが充填されている。原子炉格納容器
２内のドライウェル５４は、ベント通路５５によってサ
プレッションプール水３中に連絡されている。
子炉格納容器２と原子炉建屋の生体じゃへい壁５０との
間に形成され、しかも環状のプールである。原子炉圧力
容器１の周囲を取囲むサプレッションチェンバ（圧力抑
制室）３Ａ及び格納容器外周プール４は、原子炉建屋の
耐震コンクリートマット５３上に設置される。サプレッ
ションチェンバ３Ａ及び格納容器外周プール４内には、
プール水３及び４Ａが充填されている。原子炉格納容器
２内のドライウェル５４は、ベント通路５５によってサ
プレッションプール水３中に連絡されている。
格納容器外周プール４には、復水ろ過説塩装置４１下流
で給水復水配管５９より分岐されたスピルオーバライン
配管４２が接続されるとともに、格納容器外周プール水
移送ポンプ４４を有する補給ライン配管４５が接続され
、給復水系の保有水調整ができるようになっている。補
給ライン配管４５は復水器４０に連絡される。
で給水復水配管５９より分岐されたスピルオーバライン
配管４２が接続されるとともに、格納容器外周プール水
移送ポンプ４４を有する補給ライン配管４５が接続され
、給復水系の保有水調整ができるようになっている。補
給ライン配管４５は復水器４０に連絡される。
一方、原子炉隔離事象却ポンプ６の吸込配管１１が格納
容器外周プ、−ル４に接続されている。
容器外周プ、−ル４に接続されている。
原子炉水位低の信号により主蒸気配管８に設けられた主
蒸気隔離弁６０が急閉する原子炉隔離時に、原子炉隔離
時冷却装置は、自動起動して原子炉格納容器外周プール
４内のプール水４Ａをポンプ吸込配管１１を介して注入
ポンプ６によって昇圧し、注入配管１３を介し原子炉圧
力容器Ｉに注入する。また、水源である原子炉格納容器
外周プール４内のプール水４Ａの水位が低下した場合に
は、サプレッションチェンバ３Ａのプール水３に水源を
切替え運転を継続する。
蒸気隔離弁６０が急閉する原子炉隔離時に、原子炉隔離
時冷却装置は、自動起動して原子炉格納容器外周プール
４内のプール水４Ａをポンプ吸込配管１１を介して注入
ポンプ６によって昇圧し、注入配管１３を介し原子炉圧
力容器Ｉに注入する。また、水源である原子炉格納容器
外周プール４内のプール水４Ａの水位が低下した場合に
は、サプレッションチェンバ３Ａのプール水３に水源を
切替え運転を継続する。
注入ポンプ６は、７によって駆動される。原子炉水位低
信号により隔離弁６１が開きタービン、原子炉圧力容器
１で発生した蒸気が主蒸気管８、及び蒸気供給配管９を
介してタービン７に導びかれる。この蒸気によるタービ
ン７の回転により注入ポンプ６が駆動される。タービン
７から排気された蒸気は、タービン排気管１４を介して
サプレッションチェンバ３Ａ内のプール水３にて凝縮、
回収される。
信号により隔離弁６１が開きタービン、原子炉圧力容器
１で発生した蒸気が主蒸気管８、及び蒸気供給配管９を
介してタービン７に導びかれる。この蒸気によるタービ
ン７の回転により注入ポンプ６が駆動される。タービン
７から排気された蒸気は、タービン排気管１４を介して
サプレッションチェンバ３Ａ内のプール水３にて凝縮、
回収される。
このように何らかの原因で原子炉隔離事象が生じた場合
、上記の原子炉隔離時冷却装置の運転に基づき炉心から
の崩壊熱を除去することができる。
、上記の原子炉隔離時冷却装置の運転に基づき炉心から
の崩壊熱を除去することができる。
またこの時同時に冷却材喪失事故が発生した場合でも、
格納容器２内のドライウェル５４に放出された蒸気の熱
を格納容器外周プール４に移送し静的除熱を行なうこと
ができる。すなわち、ドライウェル５４内の蒸気は、ベ
ント通路５１を介してサプレッションチェンバ３Ａ内の
プール水３中に導かれ凝縮する。この蒸気凝縮によるプ
ール水３の温度が上昇するが、プール水３の温度は、格
納容器（鋼製）２の側壁を介して復水貯蔵プール４のプ
ール水４Ａに伝えられる。この場合には格納容器外周プ
ール水４への除熱時に必要な水を確保する為に原子炉隔
離時冷却装置を自動停止させるインターロックを設ける
。さらに、格納容器外周プール４のプール水４Ａは原子
炉隔離時冷却設備の注水量と冷却材喪失事故時の熱除去
に際しての蒸発量の合計量を確保できるように充填され
ている。
格納容器２内のドライウェル５４に放出された蒸気の熱
を格納容器外周プール４に移送し静的除熱を行なうこと
ができる。すなわち、ドライウェル５４内の蒸気は、ベ
ント通路５１を介してサプレッションチェンバ３Ａ内の
プール水３中に導かれ凝縮する。この蒸気凝縮によるプ
ール水３の温度が上昇するが、プール水３の温度は、格
納容器（鋼製）２の側壁を介して復水貯蔵プール４のプ
ール水４Ａに伝えられる。この場合には格納容器外周プ
ール水４への除熱時に必要な水を確保する為に原子炉隔
離時冷却装置を自動停止させるインターロックを設ける
。さらに、格納容器外周プール４のプール水４Ａは原子
炉隔離時冷却設備の注水量と冷却材喪失事故時の熱除去
に際しての蒸発量の合計量を確保できるように充填され
ている。
第２図は緊急炉心冷却装置の一系統である高圧炉心スプ
レィ装置の水源として格納容器外周プール４のプール水
４Ａを利用した実施例である。この高圧炉心スプレィ装
置は、第１図に示す構造と併用されているものである。
レィ装置の水源として格納容器外周プール４のプール水
４Ａを利用した実施例である。この高圧炉心スプレィ装
置は、第１図に示す構造と併用されているものである。
第２図に示す高圧炉心スプレィ装置は、原子炉水位低信
号（Ｍ子方隔離時冷却装置を駆動させる原子炉水位低信
号よりもレベルが低い）により自動起動し、原子炉格納
容器外周プール４内のプール水４Ａをポンプ吸込配管１
１Ａを介して注入ポンプ６Ａによって昇圧し、注入配管
１３Ａを介し原子炉圧力容器１の炉心内に注入する。
号（Ｍ子方隔離時冷却装置を駆動させる原子炉水位低信
号よりもレベルが低い）により自動起動し、原子炉格納
容器外周プール４内のプール水４Ａをポンプ吸込配管１
１Ａを介して注入ポンプ６Ａによって昇圧し、注入配管
１３Ａを介し原子炉圧力容器１の炉心内に注入する。
又、水源である原子炉格納容器外周プール水４の水位が
低下した場合には、サプレッションチェンバ３Ａ内のプ
ール水３に水源を切替え運転を継続する。
低下した場合には、サプレッションチェンバ３Ａ内のプ
ール水３に水源を切替え運転を継続する。
第３図は、制御棒駆動装置駆動水供給装置の水源として
格納容器外周プール４内のプール水４Ａを使用した実施
例である。本実施例の系統も、第１図の構造と併用され
る。格納容器外周プール４内のプール水４Ａは、サクシ
ョンフィルタ２０を介し制御棒駆動水ポンプ２１により
昇圧され、原子炉圧力容器１内の炉心に挿入される制御
棒（図示せず）を操作する制御棒駆動装置２２に駆動水
として供給される。２３は水圧制御ユニットである。
格納容器外周プール４内のプール水４Ａを使用した実施
例である。本実施例の系統も、第１図の構造と併用され
る。格納容器外周プール４内のプール水４Ａは、サクシ
ョンフィルタ２０を介し制御棒駆動水ポンプ２１により
昇圧され、原子炉圧力容器１内の炉心に挿入される制御
棒（図示せず）を操作する制御棒駆動装置２２に駆動水
として供給される。２３は水圧制御ユニットである。
第４図は、燃料プール補給水供給装置の水源として格納
容器外周プール４内のプール水４Ａを使用した実施例で
ある。本実施例の系統も、第１図の構造と併用される。
容器外周プール４内のプール水４Ａを使用した実施例で
ある。本実施例の系統も、第１図の構造と併用される。
この燃料プール補給水装置は、地層時通常の補給水設備
が使用できない場合にスロッシングにより溢水した使用
済燃料プール水の補給を行なうものである。格納容器外
周プール４内のプール水４Ａは燃料プール補給水ポンプ
３０により昇圧され使用済燃料プール３１へ補給される
。
が使用できない場合にスロッシングにより溢水した使用
済燃料プール水の補給を行なうものである。格納容器外
周プール４内のプール水４Ａは燃料プール補給水ポンプ
３０により昇圧され使用済燃料プール３１へ補給される
。
以上述べた本実施例によれば、従来プラントの復水貯蔵
タンクに相当する復水貯蔵プールである格納容器外周プ
ールを原子炉建屋の中心部の基礎マツ１〜上に設置する
ことができ、原子炉建屋内に設置される重要度の高いプ
ール配管系（第１図、第２図、第４図の事故時に供用す
る配管系、第３図の制御棒駆動装置駆動水供給装置）の
配管長を著しく短縮することができる。また、原子炉建
屋耐震マット上に直接設置しているため従来プラントの
如く復水貯蔵タンク専用の耐震マットの設置が不用とな
りプラントの建設期間短縮が図れる。
タンクに相当する復水貯蔵プールである格納容器外周プ
ールを原子炉建屋の中心部の基礎マツ１〜上に設置する
ことができ、原子炉建屋内に設置される重要度の高いプ
ール配管系（第１図、第２図、第４図の事故時に供用す
る配管系、第３図の制御棒駆動装置駆動水供給装置）の
配管長を著しく短縮することができる。また、原子炉建
屋耐震マット上に直接設置しているため従来プラントの
如く復水貯蔵タンク専用の耐震マットの設置が不用とな
りプラントの建設期間短縮が図れる。
さらに、従来プラントの如く復水貯蔵タンクを屋外に設
置する必要がないため凍結防止用ヒータ等の保温設備が
不要であり、原子炉建屋内の換気空調設備により外気温
度によらず適正温度に維持することができる。
置する必要がないため凍結防止用ヒータ等の保温設備が
不要であり、原子炉建屋内の換気空調設備により外気温
度によらず適正温度に維持することができる。
［発明の効果］
本発明によれば、従来必要とした復水貯蔵タンク専用の
基礎マットが不要になるので、原子炉プラントの建設期
間を短縮できる。
基礎マットが不要になるので、原子炉プラントの建設期
間を短縮できる。
第１図は、本発明の一実施例である原子炉プラントの構
成図、第２図は第１図の実施例に用いられる高圧炉心ス
プレィ装置の構成図、第３図は第１図の実施例に用いら
れる制御棒駆動装置駆動水供給装置の構成図、第４図は
第１図の実施例に用いられる燃料プール補給水供給装置
の構成図、第５図は第１図の実施例で系統植成を除いた
構築物の構成図である。 １・・・原子炉圧力容器、２・・・原子炉格納容器、３
・・・サプレッションプール水、４・・・原子炉格納容
器外周プール水、５・・・復水貯蔵タンク、６・・・注
入ポンプ、７・・・ポンプ駆動タービン、８・・・主蒸
気管、９・・・蒸気供給配管、１０・・・ポンプ吸込配
管（復水貯蔵タンク側）、１１・・・ポンプ吸込配管（
原子炉格納容器外周プール側）、１２・・・ポンプ吸込
配管（サプレッションチェンバ側）、１３・・・注入配
管、１４・・・タービン排気管、１５・・・テスト配管
（Ｍ子方格納容器外周プール側）、１６・・・テスト配
管（復水貯蔵タンク側）、２０・・・サクションフィル
タ、２１・・・制御棒駆動水ポンプ、２２・・・制御棒
駆動機構、２３・・・水圧制御ユニット ３０・・・燃料プール補給水ポンプ、３１・・・使用済
燃料プール ４０・・・復水器、４１・・・復水ろ過脱塩装置、４２
・・・スピルオーバーライン配管、４３・・・給水加熱
器。 ４４・・・格納容器外周プール水移送ポンプ、４５・・
・補給ライン ５０・・・生体しやへい壁、５１・・・ベント壁、５２
・・・第１図 第２図 第３図 第ヰ図□
成図、第２図は第１図の実施例に用いられる高圧炉心ス
プレィ装置の構成図、第３図は第１図の実施例に用いら
れる制御棒駆動装置駆動水供給装置の構成図、第４図は
第１図の実施例に用いられる燃料プール補給水供給装置
の構成図、第５図は第１図の実施例で系統植成を除いた
構築物の構成図である。 １・・・原子炉圧力容器、２・・・原子炉格納容器、３
・・・サプレッションプール水、４・・・原子炉格納容
器外周プール水、５・・・復水貯蔵タンク、６・・・注
入ポンプ、７・・・ポンプ駆動タービン、８・・・主蒸
気管、９・・・蒸気供給配管、１０・・・ポンプ吸込配
管（復水貯蔵タンク側）、１１・・・ポンプ吸込配管（
原子炉格納容器外周プール側）、１２・・・ポンプ吸込
配管（サプレッションチェンバ側）、１３・・・注入配
管、１４・・・タービン排気管、１５・・・テスト配管
（Ｍ子方格納容器外周プール側）、１６・・・テスト配
管（復水貯蔵タンク側）、２０・・・サクションフィル
タ、２１・・・制御棒駆動水ポンプ、２２・・・制御棒
駆動機構、２３・・・水圧制御ユニット ３０・・・燃料プール補給水ポンプ、３１・・・使用済
燃料プール ４０・・・復水器、４１・・・復水ろ過脱塩装置、４２
・・・スピルオーバーライン配管、４３・・・給水加熱
器。 ４４・・・格納容器外周プール水移送ポンプ、４５・・
・補給ライン ５０・・・生体しやへい壁、５１・・・ベント壁、５２
・・・第１図 第２図 第３図 第ヰ図□
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、基礎マット上に設置された格納容器と、前記基礎マ
ット上に設置されるとともに前記格納容器の周囲を取囲
む筒状の生体しやへい体と、前記格納容器内に設置され
る原子炉容器と、前記原子炉容器と復水器とを連絡する
給水管路と、前記格納容器と前記生体しやへい体との間
に設けられて前記給水管路に連絡された復水貯蔵プール
とを備えた原子炉プラント。 ２、基礎マット上に設置された格納容器と、前記基礎マ
ット上に設置されるとともに前記格納容器の周囲を取囲
む筒状の生体しやへい体と、前記格納容器内に設置され
る原子炉容器と、前記原子炉容器と復水器とを連絡する
給水管路と、前記格納容器と前記生体しやへい体との間
に設けられて前記給水管路に連絡された復水貯蔵プール
と、原子炉の隔離時に前記復水貯蔵プール内の冷却水を
前記原子炉容器内に導く原子炉隔離時冷却装置とを備え
た原子炉プラント。 ３、基礎マット上に設置された格納容器と、前記基礎マ
ット上に設置されるとともに前記格納容器の周囲を取囲
む筒状の生体しやへい体と、前記格納容器内に設置され
る原子炉容器と、前記原子炉容器と復水器とを連絡する
給水管路と、前記格納容器と前記生体しやへい体との間
に設けられて前記給水管路に連絡された復水貯蔵プール
と、前記原子炉容器内に設置された制御棒を操作する制
御棒駆動装置に前記復水貯蔵プール内の冷却水を導く制
御棒駆動装置駆水供給装置とを備えた原子炉プラント。 ４、基礎マット上に設置された格納容器と、前記基礎マ
ット上に設置されるとともに前記格納容器の周囲を取囲
む筒状の生体しやへい体と、前記格納容器内に設置され
る原子炉容器と、前記原子炉容器と復水器とを連絡する
給水管路と、前記格納容器と前記生体しやへい体との間
に設けられて前記給水管路に連絡された復水貯蔵プール
と、前記復水貯蔵プール内のプール水を燃料貯蔵プール
に導く燃料プール水補給装置とを備えた原子炉プラント
。
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62026289A JPS63195594A (ja) | 1987-02-09 | 1987-02-09 | 原子炉プラント |
| US07/098,530 US5011652A (en) | 1986-09-19 | 1987-09-18 | Nuclear power facilities |
| CN87106445A CN1012769B (zh) | 1986-09-19 | 1987-09-18 | 核动力装置 |
| KR1019870010357A KR950009881B1 (ko) | 1986-09-19 | 1987-09-18 | 원자로 설비 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62026289A JPS63195594A (ja) | 1987-02-09 | 1987-02-09 | 原子炉プラント |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63195594A true JPS63195594A (ja) | 1988-08-12 |
| JPH0471479B2 JPH0471479B2 (ja) | 1992-11-13 |
Family
ID=12189140
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62026289A Granted JPS63195594A (ja) | 1986-09-19 | 1987-02-09 | 原子炉プラント |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS63195594A (ja) |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5364189A (en) * | 1976-11-19 | 1978-06-08 | Hitachi Ltd | Suppression chamber |
-
1987
- 1987-02-09 JP JP62026289A patent/JPS63195594A/ja active Granted
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5364189A (en) * | 1976-11-19 | 1978-06-08 | Hitachi Ltd | Suppression chamber |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0471479B2 (ja) | 1992-11-13 |
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