JPH03215792A - 原子炉格納容器 - Google Patents

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。

Description

【発明の詳細な説明】 ［発明の目的］ （産業上の利用分野） 本発明は原子力発電所の原子炉格納容器に関する。

（従来の技術） 原子炉の事故時にポンプ等の動的機器を使わずに崩壊熱
除去を行うシステムとして非常用復水器（アイソレーシ
ョンコンデンサー）が提案されている。このシステムは
、第２図に示すように、ドライウェル７とウエットウエ
ル（図示しない）から構成される格納容器１３に内蔵さ
れており、ドライウェル７側には、原子炉圧力容器１に
設けた主蒸気管２から分岐した蒸気供給管３を復水タン
ク６またはプール内に収納された伝熱管４の入口側と接
続し、この伝熱管４の出口側を戻り配管５の一端と接続
し、その他端を原子炉圧力容器１に接続している。

したがって、原子炉圧力容器１内で発生した蒸気は、主
蒸気管２から分岐した蒸気供給管３を経て復水タンク６
のプール内に収納された伝熱管４に導かれる。蒸気が伝
熱管４内を通過する間に伝熱管壁を通してタンク水また
はプール水との間で伝熱が行なわれ、蒸気は凝縮されて
凝縮水となり、重力により戻り配管５を通って原子炉圧
力容器１内に環流される。

このシステムは、ポンプ等の動的機器を使用していない
ため高い作動信頼性が期待できる。

（発明が解決しようとする課題） しかしながら、万一主蒸気管２の破断事故が発生したよ
うな場合、破断した主蒸気管２を経由してドライウェル
７内に存在する非凝縮性ガスがアイソレーションコンデ
ンサー内に流入すると、これによって伝熱管４の壁土で
の凝縮熱伝達が劣化するという問題がある。非凝縮性ガ
スによる熱伝達の劣化は、わずかの非凝縮性ガスの存在
によっても大きく熱伝達が阻害されるという欠点がある
。

ところで、非凝縮性ガスが質量割合で全蒸気の１０％に
なると、熱伝達率は非凝縮性ガスがない場合の約２０％
に劣化することが実験的に確認されている。したがって
、アイソレーションコンデンサーの除熱特性を劣化させ
ないためには非凝縮性ガスのアイソレーションコンデン
サー内への流人を極力排除することが望ましい。

本発明は上記事情に鑑みてなされたもので、その目的は
、主蒸気管破断事故時にアイソレーションコンデンサー
内への非凝縮性ガスの流入を抑制し、効率の良い崩壊熱
除去を行うための原子炉格納容器を提供することにある
。

［発明の構成］ （課題を解決するための手段） 本発明は上記目的を達成するために、原子炉事故時に原
子炉内で発生した蒸気を主蒸気管より分岐した蒸気供給
管を経て復水タンク内に収納された伝熱管に導き、蒸気
が前記伝熱管内を通過する間に凝縮した凝縮水を重力に
より原子炉内に環流するように構成したアイソレーショ
ンコンデンサーを崩壊熱除去系として内部に格納した原
子炉格納容器において、前記格納容器内のウエットウエ
ルとドライウェルを接続する圧力抑制ベント管のドライ
ウェル側開口部を前記主蒸気管高さ近傍に配設し、前記
ウェットウェルと前記ドライウェルを接続する真空破壊
弁のドライウェル側排気口を前記ドライウェル下部に設
置したことを特徴とするものである。

（作　用） 本発明によれば、主蒸気管破断事故時に主蒸気管近辺に
存在する非凝縮性ガスは破断口を通ってドライウェルに
流入した蒸気とともに主蒸気管高さ付近に開口部を持つ
圧力抑制ベント管を通ってウエットウエルに移行するた
め、アイソレーションコンデンサーに流入する非凝縮性
ガスの量を抑制することが可能となる。また、アイソレ
ーションコンデンサーによりドライウェルの冷却が進行
し、さらにドライウェル圧力がウエットウエル圧力以下
に低下して、ドライウェルとウエットウエルを連結する
真空破壊弁が開放した場合においても、ウエットウエル
内の非凝縮性ガスはドライウェル下部に放出されるため
、真空破壊弁を通ってドライウェルに放出された非凝縮
性ガスのアイソレーションコンデンサーへの流入を防ぐ
ことができる。

（実施例） 以下、本発明の実施例を図面に基づいて説明する。

第１図は本発明の一実施例の構成図である。

同図に示すように、格納容器１３内はドライウェル７と
ウェットウェル８とから構成されている。

ドライウェル７側には、原子炉圧力容器１に接続する主
蒸気管２から分岐した蒸気供給管３を復水タンク６また
はプール内に収納された伝熱管４の入口側と接続し、こ
の伝熱管４の出口側を戻り配管５の一端と接続し、その
他端を原子炉圧力容器１に接続している。１１は戻り配
管弁である。また、ウェットウェル８側はベント管９を
介してサツプレッションプール１２とドライウェル７と
が連通しているが、圧力抑制ベント管９のドライウェル
側開口部を主蒸気管２の高さ近傍に配設し、ウエットウ
エル８とドライウェル７を接続する真空破壊弁１０のド
ライウェル側排気口をドライウェル７の下部に設置して
いる。

次に、本実施例の作用について説明する。

万一主蒸気管２の破断事故が発生した場合、ドライウェ
ル７上部に存在する非凝縮性ガスはほとんどが主蒸気管
２の破断後数１０秒間に原子炉圧力容器１からドライウ
ェル７に流出する蒸気とともに圧力抑制ベント管９を通
って、ウェットゥエル８に移行する。このことは、詳細
熱水力解析コードＴＲＡＣ−ＢＷＲを用いた解析によっ
ても確認されている。

すなわち、第３図に示すような解析体系において、ドラ
イウェルを６ノード（Ｒｉｎｇｌ−Ｌｅｖｅｌｌ．Ｒｉ
ｎｇ２−Ｌｕｔｌｌ　〜Ｌｅｖｔｌ５）に分割し、破断
した主蒸気管とベント管開口部が同一のノード（Ｒｉｎ
ｇ２Ｌｅｖｅｌ５）に接続する解析体系において主蒸気
管破断解析を行なった場合のドライウェル７内における
非凝縮性ガス分圧の分布を第４図に示す。この図から分
かるように、アイソレーションコンデンサーの蒸気供給
管が接続するドライウェルノード（Ｒｉｎｇ２−Ｌｅｖ
ｅｌ５）では、配管破断後数１０秒程度の時間で非凝縮
性ガス分圧が急速に低下し、非凝縮性ガスの存在量が減
少していることが分かる。

したがって、崩壊熱除去のために戻り配管５の弁１１が
開放されたときに、破断した主蒸気管２を通ってドライ
ウェル７の上部から伝熱管４に流入する蒸気中の非凝縮
性ガスの含有量はわずかであり、非凝縮性ガスによる伝
熱管４内での熱伝達の劣化もわずかなものに留まる。

また、アイソレーシコンコンデンサーによるドライウェ
ル７の冷却が進行し、ドライウェル圧力がウエットウエ
ル圧力以下に低下し、真空破壊弁１０が開放してウェッ
トウェル８内の非凝縮性ガスがウエットウエル８からド
ライウェル７に戻る場合においても、真空破壊弁１０の
ドライウェル側開口部がドライウェル下部に開放してい
ることから、アイソレーションコンデンサーに通じる主
蒸気管破断口近傍の非凝縮性ガスの濃度にはほとんど影
響せず、アイソレーションコンデンサーの性能への影響
も小さい。

［発明の効果］ 以上説明したように、本発明の原子炉格納容器において
は、原子炉事故の崩壊熱除去系としてアイソレーション
コンデンサーを用いた場合最もアィソレーションコンデ
ンサーの除熱性能が劣化する主蒸気管破断時において、
伝熱管内への非凝縮性ガスの流入を抑制し、アイソレー
ションコンデンサーの除熱性能の大幅な低下を防ぐこと
ができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例の構成図、第２図は従来のア
イソレーションコンデンサーの構成図、第３図は詳細熱
水力解析コードＴＲＡＣ−ＢＷＲの解析ノーデイング図
、第４図はＴＲＡＣ−ＢＷＲによって計算されたドライ
ウェル内非凝縮性ガス分圧の分布図である。 １・・・原子炉圧力容器 ２・・・主蒸気管 ３・・・蒸気供給管 ４・・・伝熱管 ５・・・戻り配管 ６・・・復水タンク ７・・・ドライウェル ８・・・ウェットウェル ９・・・圧力抑制ベント管 １０・・・真空破壊弁 １１・・・戻り配管弁 １２・・・サブレッションプール １３・・・原子炉格納容器 （８７３３）代理人　弁理士　猪　股　祥　晃（ほか　
１名） ′ｔ′レター 箭 ：３Ｉ２・ Ｔａｍｅ（ｓｅｃ） 弟　４　区

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. （１）原子炉事故時に原子炉内で発生した蒸気を主蒸気
   管より分岐した蒸気供給管を経て復水タンク内に収納さ
   れた伝熱管に導き、蒸気が前記伝熱管内を通過する間に
   凝縮した凝縮水を重力により原子炉内に環流するように
   構成した非常用復水器を崩壊熱除去系として内部に格納
   した原子炉格納容器において、前記格納容器内のウェッ
   トウェルとドライウェルを接続する圧力抑制ベント管の
   ドライウェル側開口部を前記主蒸気管高さ近傍に配設し
   、前記ウェットウェルと前記ドライウェルを接続する真
   空破壊弁のドライウェル側排気口を前記ドライウェル下
   部に設置したことを特徴とする原子炉格納容器。