JPH06194484A - 原子炉格納容器冷却設備 - Google Patents
原子炉格納容器冷却設備Info
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- JPH06194484A JPH06194484A JP4342997A JP34299792A JPH06194484A JP H06194484 A JPH06194484 A JP H06194484A JP 4342997 A JP4342997 A JP 4342997A JP 34299792 A JP34299792 A JP 34299792A JP H06194484 A JPH06194484 A JP H06194484A
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- Japan
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- containment vessel
- reactor containment
- water
- heat transfer
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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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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】 本発明の目的は、格納容器冷却設備の伝熱管
の伝熱性能が非凝縮性ガスにより劣化しにくい格納容器
冷却設備を提供することにある。 【構成】 本発明は、真空破壊装置15が作動し、サプレ
ッションチェンバ４内の非凝縮性ガスが再びドライウェ
ル３に戻る場合に非凝縮性ガスが格納容器冷却設備22の
伝熱管束７に移行し伝熱性能が劣化しないように、真空
破壊装置15のサプレッション・チェンバ側開口部15は事
故後の水位変動によるプール水面より上の位置に設定
し、かつドライウェル側の開口部16を炉心23より上部で
かつドライウェル下部の破断水により水没しない位置に
設定することを特徴とする。
の伝熱性能が非凝縮性ガスにより劣化しにくい格納容器
冷却設備を提供することにある。 【構成】 本発明は、真空破壊装置15が作動し、サプレ
ッションチェンバ４内の非凝縮性ガスが再びドライウェ
ル３に戻る場合に非凝縮性ガスが格納容器冷却設備22の
伝熱管束７に移行し伝熱性能が劣化しないように、真空
破壊装置15のサプレッション・チェンバ側開口部15は事
故後の水位変動によるプール水面より上の位置に設定
し、かつドライウェル側の開口部16を炉心23より上部で
かつドライウェル下部の破断水により水没しない位置に
設定することを特徴とする。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、配管破断等の事故が発
生した場合に、原子炉格納容器内の熱を除去する原子炉
格納容器冷却設備に関する。
生した場合に、原子炉格納容器内の熱を除去する原子炉
格納容器冷却設備に関する。
【０００２】
【従来の技術】原子力プラントには図３に示すように炉
心23を収容した原子炉圧力容器２に接続された主蒸気管
20、給水管21が破断することを想定した事故である冷却
材喪失事故的に放射性物質の大気への放出を十分低い量
に抑えるために圧力容器を取り囲む原子炉格納容器１が
設けられている。この原子炉格納容器１は原子炉圧力容
器２を含むドライウェル３と、冷却材喪失事故時にドラ
イウェル３内に放出された蒸気と水の混合物をベント管
11を介してプール水12で冷却・凝縮することによって原
子炉格納容器内圧の過度の上昇を抑制するサプレッショ
ン・チェンバ４より構成されている。
心23を収容した原子炉圧力容器２に接続された主蒸気管
20、給水管21が破断することを想定した事故である冷却
材喪失事故的に放射性物質の大気への放出を十分低い量
に抑えるために圧力容器を取り囲む原子炉格納容器１が
設けられている。この原子炉格納容器１は原子炉圧力容
器２を含むドライウェル３と、冷却材喪失事故時にドラ
イウェル３内に放出された蒸気と水の混合物をベント管
11を介してプール水12で冷却・凝縮することによって原
子炉格納容器内圧の過度の上昇を抑制するサプレッショ
ン・チェンバ４より構成されている。
【０００３】また、冷却材喪失事故後の原子炉格納容器
１のドライウェル３内の蒸気の凝縮がすすみ、ドライウ
ェル３の圧力がサプレッション・チェンバ４の圧力より
低下した場合に圧力差により自動的に働く真空破壊装置
５がドライウェル３とサプレッション・チェンバ４の間
に設けられている。そして、サプレッション・チェンバ
４のプール水12のドライウェル３への逆流、あるいはド
ライウェル３とサプレッション・チェンバ４の差圧によ
る格納容器構造の破損を防止している。
１のドライウェル３内の蒸気の凝縮がすすみ、ドライウ
ェル３の圧力がサプレッション・チェンバ４の圧力より
低下した場合に圧力差により自動的に働く真空破壊装置
５がドライウェル３とサプレッション・チェンバ４の間
に設けられている。そして、サプレッション・チェンバ
４のプール水12のドライウェル３への逆流、あるいはド
ライウェル３とサプレッション・チェンバ４の差圧によ
る格納容器構造の破損を防止している。
【０００４】事故後の崩壊熱の原子炉格納容器１外への
除去のために原子炉格納容器冷却設備22が設けられてい
る。原子炉格納容器冷却設備22の一例を図３に示すが、
原子炉格納容器１外の冷却水プール６をヒートシンクと
した伝熱管束７および原子炉格納容器内の崩壊熱により
発生した蒸気を格納容器冷却設備22の伝熱管束７に導く
ための蒸気供給管８と、伝熱管束７内で冷却され凝縮し
た復水を再び原子炉圧力容器２内に戻す復水戻り管９よ
り構成されている。上述した例では格納容器外の冷却水
プールに浸かった伝熱管内に蒸気を導くことにより熱伝
達を行う方式が示されているが、伝熱管内が冷却プール
水で、伝熱管外面で蒸気を凝縮することにより熱伝達を
行う方式もある。
除去のために原子炉格納容器冷却設備22が設けられてい
る。原子炉格納容器冷却設備22の一例を図３に示すが、
原子炉格納容器１外の冷却水プール６をヒートシンクと
した伝熱管束７および原子炉格納容器内の崩壊熱により
発生した蒸気を格納容器冷却設備22の伝熱管束７に導く
ための蒸気供給管８と、伝熱管束７内で冷却され凝縮し
た復水を再び原子炉圧力容器２内に戻す復水戻り管９よ
り構成されている。上述した例では格納容器外の冷却水
プールに浸かった伝熱管内に蒸気を導くことにより熱伝
達を行う方式が示されているが、伝熱管内が冷却プール
水で、伝熱管外面で蒸気を凝縮することにより熱伝達を
行う方式もある。
【０００５】次に、上述した原子炉格納容器冷却設備22
の作動について説明する。原子炉格納容器１内で配管破
断による冷却材喪失事故が発生すると原子炉はスクラム
するが、崩壊熱による蒸気発生は継続する。発生した蒸
気は破断口または主蒸気管20に配設された減圧弁13を介
して原子炉格納容器１内に放出され蒸気供給管８により
原子炉格納容器冷却設備22の伝熱管束７に導かれ、冷却
水プール６の除熱により凝縮し復水となり、復水戻り管
９により再び原子炉圧力容器２に戻される。通常、原子
炉格納容器１内は事故後の水素発生に伴う水素燃焼によ
る原子炉格納容器１の破損を防止するために、窒素封入
して酸素濃度を下げている。窒素のような非凝縮性ガス
が原子炉格納容器冷却設備22の伝熱管束７に溜ると伝熱
性能は劣化する。この伝熱管束７の非凝縮性ガスの蓄積
を避けるために伝熱管束７には非凝縮性ガス排出管10を
設けており、サプレッションチェンバ４のプール水12に
通常のベント管より浅い水深で導かれている。非凝縮性
ガスが伝熱管束７に溜り、伝熱性能が劣化した時は、蒸
気と非凝縮性ガスの混合気体が非凝縮性ガス排出管10を
介してサプレッション・チェンバ12に排出される。
の作動について説明する。原子炉格納容器１内で配管破
断による冷却材喪失事故が発生すると原子炉はスクラム
するが、崩壊熱による蒸気発生は継続する。発生した蒸
気は破断口または主蒸気管20に配設された減圧弁13を介
して原子炉格納容器１内に放出され蒸気供給管８により
原子炉格納容器冷却設備22の伝熱管束７に導かれ、冷却
水プール６の除熱により凝縮し復水となり、復水戻り管
９により再び原子炉圧力容器２に戻される。通常、原子
炉格納容器１内は事故後の水素発生に伴う水素燃焼によ
る原子炉格納容器１の破損を防止するために、窒素封入
して酸素濃度を下げている。窒素のような非凝縮性ガス
が原子炉格納容器冷却設備22の伝熱管束７に溜ると伝熱
性能は劣化する。この伝熱管束７の非凝縮性ガスの蓄積
を避けるために伝熱管束７には非凝縮性ガス排出管10を
設けており、サプレッションチェンバ４のプール水12に
通常のベント管より浅い水深で導かれている。非凝縮性
ガスが伝熱管束７に溜り、伝熱性能が劣化した時は、蒸
気と非凝縮性ガスの混合気体が非凝縮性ガス排出管10を
介してサプレッション・チェンバ12に排出される。
【０００６】伝熱管束７より伝えられた熱により冷却水
プール６内の水温は上昇し、最終的には沸騰し、発生し
た蒸気は大気中にベントされる。原子炉格納容器冷却設
備22の設置高さは炉心23の上方となっており、外部動力
に依存することなく密度差による自然循環により蒸気お
よび復水が循環して崩壊熱の除去がおこなわれる。
プール６内の水温は上昇し、最終的には沸騰し、発生し
た蒸気は大気中にベントされる。原子炉格納容器冷却設
備22の設置高さは炉心23の上方となっており、外部動力
に依存することなく密度差による自然循環により蒸気お
よび復水が循環して崩壊熱の除去がおこなわれる。
【０００７】
【発明が解決しようとする課題】前述のように、原子炉
格納容器冷却設備は伝熱管束の非凝縮性ガスの蓄積の状
態により伝熱性能に影響を受けるが、非凝縮性ガスを極
力伝熱管部に導かないことが望ましい。格納容器内の配
管が破断すると原子炉圧力容器からの冷却材の流出によ
り、ドライウェル内の非凝縮性ガスはベント管を介して
サプレッションチェンバの空間部に移行する。この状態
では非凝縮性ガス濃度の低いドライウェル上部の蒸気を
導いているため、非凝縮性ガスの蓄積も少なく良好な伝
熱性能が得られる。
格納容器冷却設備は伝熱管束の非凝縮性ガスの蓄積の状
態により伝熱性能に影響を受けるが、非凝縮性ガスを極
力伝熱管部に導かないことが望ましい。格納容器内の配
管が破断すると原子炉圧力容器からの冷却材の流出によ
り、ドライウェル内の非凝縮性ガスはベント管を介して
サプレッションチェンバの空間部に移行する。この状態
では非凝縮性ガス濃度の低いドライウェル上部の蒸気を
導いているため、非凝縮性ガスの蓄積も少なく良好な伝
熱性能が得られる。
【０００８】その後、ドライウェル内の蒸気の凝縮がす
すみ、ドライウェル圧力がサプレッション・チェンバ圧
力より低下した場合に真空破壊装置が作動し、サプレッ
ションチェンバ内の非凝縮性ガスが再びドライウェルに
戻る。この状態で非凝縮性ガスが格納容器冷却設備伝熱
管部に移行し伝熱性能が劣化する場合があった。
すみ、ドライウェル圧力がサプレッション・チェンバ圧
力より低下した場合に真空破壊装置が作動し、サプレッ
ションチェンバ内の非凝縮性ガスが再びドライウェルに
戻る。この状態で非凝縮性ガスが格納容器冷却設備伝熱
管部に移行し伝熱性能が劣化する場合があった。
【０００９】本発明はこれらの点に鑑みてなされたもの
であり、その目的は格納容器冷却設備の伝熱管の伝熱性
能が非凝縮性ガスにより劣化しにくい格納容器冷却設備
を提供することにある。
であり、その目的は格納容器冷却設備の伝熱管の伝熱性
能が非凝縮性ガスにより劣化しにくい格納容器冷却設備
を提供することにある。
【００１０】
【課題を解決するための手段】本発明は、真空破壊装置
が作動し、サプレッションチェンバ内の非凝縮性ガスが
再びドライウェルに戻る場合に非凝縮性ガスが格納容器
冷却設備の伝熱管部に移行し伝熱性能が劣化しないよう
に、真空破壊装置のサプレッション・チェンバ側開口部
は事故後の水位変動によるプール水面より上の位置に設
定し、かつドライウェル側の開口部を炉心より上部でか
つドライウェル下部の破断水により水没しない位置に設
定することを特徴とする。
が作動し、サプレッションチェンバ内の非凝縮性ガスが
再びドライウェルに戻る場合に非凝縮性ガスが格納容器
冷却設備の伝熱管部に移行し伝熱性能が劣化しないよう
に、真空破壊装置のサプレッション・チェンバ側開口部
は事故後の水位変動によるプール水面より上の位置に設
定し、かつドライウェル側の開口部を炉心より上部でか
つドライウェル下部の破断水により水没しない位置に設
定することを特徴とする。
【００１１】
【作用】この様に構成された原子炉格納容器冷却設備に
おいては、真空破壊装置が開作動した場合、サプレッシ
ョンチェンバ内の非凝縮性ガスはドライウェルの下方に
流出する。よって、再びドライウェルから蒸気供給管を
介して伝熱管束内に非凝縮性ガスが導びかれずらくな
り、伝熱性能の劣化の軽減を図ることができる。
おいては、真空破壊装置が開作動した場合、サプレッシ
ョンチェンバ内の非凝縮性ガスはドライウェルの下方に
流出する。よって、再びドライウェルから蒸気供給管を
介して伝熱管束内に非凝縮性ガスが導びかれずらくな
り、伝熱性能の劣化の軽減を図ることができる。
【００１２】
【実施例】以下本発明の実施例を図１から図２に基づい
て説明する。なお、図１において、図３と同一部分には
同一符号を付しその部分の構成の説明は省略する。
て説明する。なお、図１において、図３と同一部分には
同一符号を付しその部分の構成の説明は省略する。
【００１３】図１は、本発明の一実施例を示す構成図で
あり、図において真空破壊装置14のサプレッション・チ
ェンバ側開口部15はプール水面12ａのすぐ上にあり、ま
た、ドライウェル側開口部16はドライウェル下部にあ
り、破断水により開口部が水没しない高さに設定されて
いる。
あり、図において真空破壊装置14のサプレッション・チ
ェンバ側開口部15はプール水面12ａのすぐ上にあり、ま
た、ドライウェル側開口部16はドライウェル下部にあ
り、破断水により開口部が水没しない高さに設定されて
いる。
【００１４】以上の構成において、配管破断によって冷
却材喪失事故が発生した場合、サプレッション・チェン
バのプール水面が最も温度が高くなるため蒸気分圧が高
く、非凝縮性ガス濃度は低くなるため真空破壊装置が作
動した場合に排出される非凝縮性ガスの量は少ない。ま
た、サプレッションチェンバ内の非凝縮性ガスが再びド
ライウェルに戻った場合、密度の大きい非凝縮性ガスが
ドライウェル下部に蓄積するので、格納容器冷却設備の
蒸気供給元となっているドライウェル上部には移行しに
くく、相対的にドライウェル上部の非凝縮性ガス濃度は
ドライウェル下部よりも小さくなり、格納容器冷却設備
の伝熱管の伝熱性能の劣化は軽減される。
却材喪失事故が発生した場合、サプレッション・チェン
バのプール水面が最も温度が高くなるため蒸気分圧が高
く、非凝縮性ガス濃度は低くなるため真空破壊装置が作
動した場合に排出される非凝縮性ガスの量は少ない。ま
た、サプレッションチェンバ内の非凝縮性ガスが再びド
ライウェルに戻った場合、密度の大きい非凝縮性ガスが
ドライウェル下部に蓄積するので、格納容器冷却設備の
蒸気供給元となっているドライウェル上部には移行しに
くく、相対的にドライウェル上部の非凝縮性ガス濃度は
ドライウェル下部よりも小さくなり、格納容器冷却設備
の伝熱管の伝熱性能の劣化は軽減される。
【００１５】尚、本発明は格納容器冷却設備の方式とし
て、伝熱管内に蒸気を導き、伝熱管外面を冷却プール水
で冷却する方式にも、伝熱管内が冷却プール水で、伝熱
管外面で蒸気を凝縮する方式にも、また、冷却プール水
に接した伝熱面で蒸気を凝縮する方式のいずれにも有効
である。
て、伝熱管内に蒸気を導き、伝熱管外面を冷却プール水
で冷却する方式にも、伝熱管内が冷却プール水で、伝熱
管外面で蒸気を凝縮する方式にも、また、冷却プール水
に接した伝熱面で蒸気を凝縮する方式のいずれにも有効
である。
【００１６】図２に従来技術と本発明の原子炉格納容器
冷却設備の熱交換量の時間変化の比較を示す。従来技術
では、真空破壊装置が作動し、サプレッションチェンバ
内の非凝縮性ガスが再びドライウェルに戻ると、格納容
器冷却設備の伝熱管部に非凝縮性ガスが流入し、伝熱性
能が劣化していた。本発明では、非凝縮性ガスの流入が
少なく、良好な伝熱性能が維持される。
冷却設備の熱交換量の時間変化の比較を示す。従来技術
では、真空破壊装置が作動し、サプレッションチェンバ
内の非凝縮性ガスが再びドライウェルに戻ると、格納容
器冷却設備の伝熱管部に非凝縮性ガスが流入し、伝熱性
能が劣化していた。本発明では、非凝縮性ガスの流入が
少なく、良好な伝熱性能が維持される。
【００１７】
【発明の効果】以上説明したように本発明は、事故後の
崩壊熱により発生した格納容器内の蒸気を格納容器外部
の冷却水プールをヒートシンクとした伝熱管束に導き凝
縮し、凝縮水を格納容器に戻すことにより格納容器内か
らの熱の除去を行う機能を有する格納容器冷却設備にお
いて、真空破壊装置が作動し、サプレッションチェンバ
内の非凝縮性ガスがドライウェル上部に戻りにくくして
いるので、非凝縮性ガスによる格納容器冷却設備の伝熱
性能の劣化は軽減され、原子炉の安全性の向上を図るこ
とができる。
崩壊熱により発生した格納容器内の蒸気を格納容器外部
の冷却水プールをヒートシンクとした伝熱管束に導き凝
縮し、凝縮水を格納容器に戻すことにより格納容器内か
らの熱の除去を行う機能を有する格納容器冷却設備にお
いて、真空破壊装置が作動し、サプレッションチェンバ
内の非凝縮性ガスがドライウェル上部に戻りにくくして
いるので、非凝縮性ガスによる格納容器冷却設備の伝熱
性能の劣化は軽減され、原子炉の安全性の向上を図るこ
とができる。
【図１】本発明の一実施例に係る原子炉格納容器冷却設
備を適用した原子力プラントを示す概略構成図。
備を適用した原子力プラントを示す概略構成図。
【図２】本発明の効果を従来例と比較して示す特性図。
【図３】原子力プラントの従来例を示す概略構成図。
１…原子炉格納容器、２…原子炉圧力容器、３…ドライ
ウェル、４…サプレッションチェンバ、５，15…真空破
壊装置、６…冷却水プール、７…伝熱管束、８…蒸気供
給管、９…復水戻り管、10…非凝縮性ガス排出管、11…
ベント管、12…減圧弁。
ウェル、４…サプレッションチェンバ、５，15…真空破
壊装置、６…冷却水プール、７…伝熱管束、８…蒸気供
給管、９…復水戻り管、10…非凝縮性ガス排出管、11…
ベント管、12…減圧弁。
Claims (1)
- 【請求項１】 事故後の崩壊熱により発生し原子炉格納
容器の原子炉圧力容器を有するドライウエル内に流出し
た蒸気を格納容器外の冷却水プールをヒートシンクとし
た伝熱面により凝縮することにより格納容器内の崩壊熱
の除去を行う原子炉格納容器冷却設備において、原子炉
格納容器内のプール水を有するサプレッションチェンバ
空間部とドライウェルを結ぶ真空破壊装置のサプレッシ
ョンチェンバ側の開口部を事故後の水位変動を考慮して
も水が流出しないプール水面に近い高さに設定し、かつ
真空破壊装置のドライウェル側の開口部は原子炉圧力容
器に収容された炉心より上部でドライウェル内の破断水
の蓄積により水没しない高さに設定したことを特徴とす
る原子炉格納容器冷却設備。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4342997A JPH06194484A (ja) | 1992-12-24 | 1992-12-24 | 原子炉格納容器冷却設備 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4342997A JPH06194484A (ja) | 1992-12-24 | 1992-12-24 | 原子炉格納容器冷却設備 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH06194484A true JPH06194484A (ja) | 1994-07-15 |
Family
ID=18358142
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4342997A Pending JPH06194484A (ja) | 1992-12-24 | 1992-12-24 | 原子炉格納容器冷却設備 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH06194484A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007003199A (ja) * | 2005-06-21 | 2007-01-11 | Hitachi Ltd | 原子炉格納設備及びその圧力制御方法 |
-
1992
- 1992-12-24 JP JP4342997A patent/JPH06194484A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007003199A (ja) * | 2005-06-21 | 2007-01-11 | Hitachi Ltd | 原子炉格納設備及びその圧力制御方法 |
| JP4607681B2 (ja) * | 2005-06-21 | 2011-01-05 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉格納設備及びその圧力制御方法 |
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