JPH02253195A - Cooling system for natural heat radiation type containment - Google Patents
Cooling system for natural heat radiation type containmentInfo
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Abstract
Description
【発明の詳細な説明】
［発明の目的］
（産業上の利用分野）
本発明は冷却材喪失事故時の原子炉格納容器の冷却に好
適な自然放熱型格納容器の冷却システムに関する。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Object of the Invention] (Industrial Application Field) The present invention relates to a natural heat dissipation type containment cooling system suitable for cooling a reactor containment vessel in the event of a loss of coolant accident.
（従来の技術）
従来の自然放熱型格納容器の冷却システムば第３図に示
したように炉心１を内蔵する原子炉圧力容器２と、この
原子炉圧力容器２を内包するドライウェル３とサプレッ
ションプール４を有するウェットウェル５とを格納する
原子炉格納容器６と、この原子炉格納容器６の外側に位
置して原子炉建屋１３内に設けた格納容器回収プール１
２とから構成されている。格納容器外周プール１２の上
部空間は排気管１４を介してスタック１５に連結してい
る。サプレッションプール４内には多量の冷却水を保有
している。(Prior art) As shown in FIG. 3, a conventional natural heat dissipation type containment cooling system includes a reactor pressure vessel 2 containing a reactor core 1, a dry well 3 containing this reactor pressure vessel 2, and a suppression A reactor containment vessel 6 that stores a wet well 5 having a pool 4, and a containment vessel recovery pool 1 located outside the reactor containment vessel 6 and provided within the reactor building 13.
It is composed of 2. The upper space of the containment vessel outer peripheral pool 12 is connected to the stack 15 via an exhaust pipe 14. The suppression pool 4 contains a large amount of cooling water.
原子炉圧力容器２内の蒸気が原子炉格納容器６内に漏洩
するような事故が発生した場合、蒸気はドライウェル内
に充満しベント管を通り、ウェットウェル５内に導かれ
、サプレッションプール４内に噴出し、サプレッション
プール４の水によって凝縮される。If an accident occurs in which the steam in the reactor pressure vessel 2 leaks into the reactor containment vessel 6, the steam will fill the dry well, pass through the vent pipe, be led into the wet well 5, and be transferred to the suppression pool 4. and is condensed by the water in the suppression pool 4.
この状態が継続すればサプレッションプール４の水温は
上昇を続けるが、格納容器外周プール１２との温度差が
人ぎくなるにつれて、その外周プル１２への伝熱量が増
加し、サプレッションプール４の水温は低下していくこ
とになる。ざらに外周プール１２の水温が上昇していく
と外周プール１２がら蒸発が始まり、このとき蒸発潜熱
を奪うことにより外周プール１２か除熱される。除熱さ
れた熱は自然対流によって排気管１４を通り原子炉建屋
１３の外部に設けたスタック１５から大気中に逃される
。If this state continues, the water temperature in the suppression pool 4 will continue to rise, but as the temperature difference with the containment vessel outer circumferential pool 12 increases, the amount of heat transferred to the outer circumferential pull 12 increases, and the water temperature in the suppression pool 4 increases. It will continue to decline. As the water temperature of the outer circumferential pool 12 gradually rises, evaporation starts from the outer circumferential pool 12, and at this time, heat is removed from the outer circumferential pool 12 by taking away the latent heat of evaporation. The removed heat is released into the atmosphere through the exhaust pipe 14 from the stack 15 provided outside the reactor building 13 by natural convection.
また、ドライウェル３内の熱は原子炉格納容器６の壁面
から気相部へ伝達されドライウェル３内の圧ノＪ、温度
抑制に寄与する。Furthermore, the heat within the dry well 3 is transmitted from the wall surface of the reactor containment vessel 6 to the gas phase portion, contributing to suppressing the pressure inside the dry well 3 and the temperature.
（発明が解決しようとする課題）
」二部のような場合において、ドライウェル３内に充満
した蒸気の熱を原子炉格納容器６の壁を介し格納容器外
周プール１２に逃ずためには、格納容器外周プール１２
の水位をドライウェル３を格納する原子炉格納容器６の
壁面の高さ以上にしなければならないため、格納容器外
周ブール１２の水１干に耐える強度を持った原子炉格納
容器６にする必要がある。(Problem to be Solved by the Invention) In a case like the second part, in order to release the heat of the steam filling the dry well 3 to the containment vessel outer peripheral pool 12 through the wall of the reactor containment vessel 6, Containment vessel outer pool 12
Since the water level of the reactor containment vessel 6 must be higher than the wall height of the reactor containment vessel 6 that houses the dry well 3, it is necessary to make the reactor containment vessel 6 strong enough to withstand one drop of water in the containment vessel outer boule 12. be.
一方、ドライ１クエル３内に充満した高温高圧の蒸気は
ベント管７を通り、ペン１〜管７内の水を押し下げてサ
プレッションプール４内に流入し、水に熱を伝えて凝縮
する。凝縮か進むと蒸気の圧力が低下しサプレッション
プール４内の水を押し下げるだけの圧力がなくなり、−
リーグレッションプル４内の水による除熱は期待できな
くなる。On the other hand, the high-temperature, high-pressure steam filling the dry 1 quel 3 passes through the vent pipe 7, pushes down the water in the pen 1 to the pipe 7, flows into the suppression pool 4, transfers heat to the water, and condenses. As the condensation progresses, the pressure of the steam decreases and there is no longer enough pressure to push down the water in the suppression pool 4, -
Heat removal by the water in the regression pull 4 cannot be expected.
［発明の構成］
（課題を解決するだめの手段）
本発明は原子炉格納容器内のトライウェルと蒸気配管に
より導通する蒸気インジ］−クターと、この蒸気インジ
ェクターの上部に熱交換器と、この熱交換器を格納する
冷却プールおよび蒸気インジェクターど熱交換器とを結
７Ｓ人［］配質重′と、蒸気インジェクターの出口配管
と格納容器内リープレッションブールとを結ぶバイパス
配管ａ３よび曲部熱交換器と前記丈プレッションプール
とを結ぶオーバフロー配管を設けたことを特徴とする。[Structure of the Invention] (Means for Solving the Problems) The present invention comprises a steam injector that is connected to a try-well in a reactor containment vessel through steam piping, a heat exchanger above the steam injector, and a heat exchanger installed above the steam injector. Connecting the cooling pool that stores the heat exchanger and the steam injector to the heat exchanger, bypass piping A3 connecting the steam injector outlet piping and the repression boule in the containment vessel, and the bent heat The present invention is characterized in that an overflow pipe is provided to connect the exchanger and the long pressure pool.
（作 用）
主蒸気等の配管より原子炉格納容器内に高温高圧の蒸気
か漏洩する事故か発生した場合、漏洩した蒸気をドライ
ウェルから原子炉格納容器外に設置した蒸気インジェク
ターに導き、前記蒸気インジェクターの上部に設けた熱
交換器から蒸気インジェクターに流入した水に熱を伝え
て凝縮させる。(Function) If an accident occurs in which high-temperature, high-pressure steam leaks into the reactor containment vessel from main steam piping, etc., the leaked steam is guided from the dry well to the steam injector installed outside the reactor containment vessel, and the Heat is transferred from the heat exchanger installed above the steam injector to the water that flows into the steam injector, causing it to condense.
温度が上昇した水は再び熱交換器に戻ることによって原
子炉格納容器内に漏洩した蒸気の熱を冷却プール内の水
に逃がす。また、冷却が進み原子炉格納容器内の蒸気の
圧力が減少しても確実に効率よく原子炉格納容器外部の
冷却プールに逃がすことにより、冷却材喪失事故後の迅
速かつ長期的な冷却が可能となる。The heated water returns to the heat exchanger and releases the heat from the steam leaking into the reactor containment vessel to the water in the cooling pool. In addition, even if the steam pressure inside the reactor containment vessel decreases as cooling progresses, it will be reliably and efficiently released to the cooling pool outside the reactor containment vessel, enabling rapid and long-term cooling after a loss of coolant accident. becomes.
（実施例）
本発明の一実施例を第１図を参照しながら説明する。第
１図は左も対称なため原子炉圧力容器を中心にして右半
分のみ示している。第１図において、炉心１を内蔵する
原子炉圧力容器２を内包するトイウェル３と、サプレッ
ションプール４を有するウェットウェル５と、これらを
格納する原子炉格納容器６とか原子炉建屋１２内に設け
られている。前記ドライウェル３と丈プレッションプー
ル４とを結んでベント管７が設【ブられている。前記ド
ライウェル３と蒸気配管１１ａにより結ばれて蒸気イン
ジェクター８が接続されている。この蒸気インジェクタ
ー８の上部には熱交換器９が設けられている。この熱交
換器９は格納容器６の上部に設けられた冷却プール１０
内に水没されている。前記蒸気インジェクター８と熱交
換器９を結んて入口配管１１ｂが接続されている。前記
蒸気インジェクター８の出口配管１１Ｃから前記熱交換
器９へ戻る戻り配管１１ｄか接続されている。前記蒸気
インジェクター８の出口配管１１Ｃと前記−リープレツ
ションプール４を結んでバイパス配管１１ｅか接続され
、前記熱交換器９と前記サプレッションプール４とを結
んでオーバーフロー配管１１ｆが接続されている。冷却
プール１０の上部空間からは排気管１４が接続され、排
気管１４の他端はスタック１５に接続されている。(Example) An example of the present invention will be described with reference to FIG. Since the left side of Figure 1 is also symmetrical, only the right half is shown with the reactor pressure vessel as the center. In FIG. 1, a toy well 3 containing a reactor pressure vessel 2 containing a reactor core 1, a wet well 5 having a suppression pool 4, and a reactor containment vessel 6 for storing these are provided in a reactor building 12. ing. A vent pipe 7 is provided connecting the dry well 3 and the long pressure pool 4. A steam injector 8 is connected to the dry well 3 by a steam pipe 11a. A heat exchanger 9 is provided above the steam injector 8. This heat exchanger 9 is connected to a cooling pool 10 provided in the upper part of the containment vessel 6.
It is submerged inside. An inlet pipe 11b is connected between the steam injector 8 and the heat exchanger 9. A return pipe 11d returning to the heat exchanger 9 is connected from the outlet pipe 11C of the steam injector 8. A bypass pipe 11e is connected between the outlet pipe 11C of the steam injector 8 and the repression pool 4, and an overflow pipe 11f is connected between the heat exchanger 9 and the suppression pool 4. An exhaust pipe 14 is connected to the upper space of the cooling pool 10, and the other end of the exhaust pipe 14 is connected to a stack 15.
しかして、上記冷却システムにおいて、事故時には、ド
ライウェル３内に充満した蒸気はベント管７を通り、ベ
ント管７内の水を押し下げサプレッションプール４内に
流入し、高温高圧の蒸気はサプレッションプール４内の
水に熱を伝えて凝縮する。凝縮が進むと蒸気の圧力が低
下しベント管７内の水を押し下げてサプレッションプー
ル４内に流入しなくなるため、サプレッションプール４
内の水の除熱効果が低下する。In the above cooling system, in the event of an accident, the steam filling the dry well 3 passes through the vent pipe 7, pushes down the water in the vent pipe 7, and flows into the suppression pool 4. It transfers heat to the water inside and condenses it. As condensation progresses, the pressure of the steam decreases, pushing down the water in the vent pipe 7 and preventing it from flowing into the suppression pool 4.
The heat removal effect of the water inside is reduced.
一方、ドライウェル３と蒸気配管１１ａによって結ばれ
た蒸気インジェクター８にも漏洩した蒸気が流入する。On the other hand, the leaked steam also flows into the steam injector 8 connected to the dry well 3 by the steam pipe 11a.
蒸気インジェクター８内には熱交換器９から入口配管１
１ｂを通り水が充填されており流入した蒸気は水に熱を
伝えて凝縮する。蒸気インジェクター８の出口配管１１
Ｃでは凝縮した蒸気のエネルギーによって昇温された水
が吐出される。Inside the steam injector 8 is an inlet pipe 1 from a heat exchanger 9.
It is filled with water through 1b, and the steam that flows in transfers heat to the water and condenses. Outlet piping 11 of steam injector 8
At C, water heated by the energy of the condensed steam is discharged.
蒸気インジェクター８が作動後安定した吐出を得るまで
昇温された水はバイパス配管ｌｉｅによってサプレッシ
ョンプール４内に流入させ、吐出圧が安定した後に戻り
配管ｌｉｄを通り昇温された水を再び熱交換器９に流入
させる。熱交換器９に流入した昇温された水は冷却プー
ル１０内の水に熱を伝えて、蒸発させることにより冷却
される。凝縮か進むと蒸気インジェクター８、熱交換器
９および前記蒸気インジェクター８と熱交換器９を結ぶ
各配管内の水が増加するため熱交換器９とサプレッショ
ンプール４とをむすぶオーバーフロー配管１１ｆにより
サプレッションプール４に流入させる。After the steam injector 8 is activated, the heated water flows into the suppression pool 4 through the bypass pipe lie until stable discharge is obtained, and after the discharge pressure is stabilized, the heated water passes through the return pipe lid for heat exchange again. Flow into vessel 9. The heated water that has flowed into the heat exchanger 9 transfers heat to the water in the cooling pool 10 and is cooled by evaporation. As the condensation progresses, the water in the steam injector 8, the heat exchanger 9, and each pipe connecting the steam injector 8 and the heat exchanger 9 increases. 4.
上記のようにドライウェル３内に蒸気が存在する限りこ
の動作を繰り返すため蒸気の圧力が低下しても常に安定
した除熱が行える。As described above, this operation is repeated as long as there is steam in the dry well 3, so even if the pressure of the steam decreases, stable heat removal can always be performed.
この実施例によると、ドライウェル３と蒸気配管１１ａ
により結ばれた蒸気インジエク−８と、蒸気インジェク
ター８の上部に熱交換器９と、この熱交換器９を格納す
る冷却プール１０と、前記蒸気インジェクター８と熱交
換器９を結ぶ入口配管１１ｂと、前記蒸気インジェクタ
ー８の出口配管１１Ｃと熱交換器９を結ぶ戻り配管１１
ｄと、前記蒸気インジェクター８の出口配管１１Ｃと前
記サプレッションプール４を結ぶバイパス配管１１ｅ、
および前記熱交換器９と前記サプレッションプール４と
を結ぶオーバーフロー配管１１ｆを設けることにより、
ドライウェル３内に充満した蒸気の圧力に影響すること
なく、蒸気の熱を蒸気インジェクター８および熱交換器
９内の水を介し、熱交換器９を格納する冷却プール１０
の水に伝達する。According to this embodiment, the dry well 3 and the steam pipe 11a
a steam injector 8 connected to the steam injector 8, a heat exchanger 9 above the steam injector 8, a cooling pool 10 that stores the heat exchanger 9, and an inlet pipe 11b connecting the steam injector 8 and the heat exchanger 9. , a return pipe 11 connecting the outlet pipe 11C of the steam injector 8 and the heat exchanger 9;
d, a bypass pipe 11e connecting the outlet pipe 11C of the steam injector 8 and the suppression pool 4,
And by providing an overflow pipe 11f connecting the heat exchanger 9 and the suppression pool 4,
A cooling pool 10 that stores the heat exchanger 9 by transferring the heat of the steam through the steam injector 8 and the water in the heat exchanger 9 without affecting the pressure of the steam filling the dry well 3.
of water.
本発明に係る他の実施例を第２図を参照しなから説明す
る。Another embodiment of the present invention will be described with reference to FIG.
炉心１を内蔵する原子炉圧力容器２を内包するトイウェ
ル３と、サプレッションプール４を有するウェットウェ
ル５と、これらを格納する原子炉格納容器６と、前記ド
ライウェル３とサプレッションプール４とを結ぶベント
管７と、前記ドライウェル３と蒸気配管１１ａにより結
ばれた蒸気インジェクター８と、この蒸気インジェクタ
ー８と入口配管１１ｂにより結ばれた熱交換器９と、こ
の熱交換器９を格納する冷却プール１０を設け、前記蒸
気インジェクター８の出口配管１１Ｃから前記熱交換器
９への戻り配管１１ｄと、前記蒸気インジェクター８の
出口配管１１Ｃと前記サプレッションプール４を結ぶバ
イパス配管１１ｅおよび前記熱交換器９と前記サプレッ
ションプール４とを結ぶオーバーフロー配管１１ｆから
構成される。A toy well 3 containing a reactor pressure vessel 2 containing a reactor core 1, a wet well 5 having a suppression pool 4, a reactor containment vessel 6 housing these, and a vent connecting the dry well 3 and the suppression pool 4. A steam injector 8 connected to the dry well 3 by a steam pipe 11a, a heat exchanger 9 connected to the steam injector 8 by an inlet pipe 11b, and a cooling pool 10 that stores the heat exchanger 9. A return pipe 11d from the outlet pipe 11C of the steam injector 8 to the heat exchanger 9, a bypass pipe 11e connecting the outlet pipe 11C of the steam injector 8 and the suppression pool 4, and a link between the heat exchanger 9 and the heat exchanger 9. It is composed of an overflow pipe 11f that connects to the suppression pool 4.
事故時には、ドライウェル３内に充満した蒸気はベント
管７を通り、ベント管７内の水を押し下げサプレッショ
ンプール４内に流入し、高温高圧の蒸気はサプレッショ
ンプール４内の水に熱を伝えて凝縮する。凝縮が進むと
蒸気の圧力が低下しベント管７内の水を押し下げてサプ
レッションプール４内に流入しなくなるため、サプレッ
ションプール４内の水の除熱効果が低下する。In the event of an accident, the steam filling the dry well 3 passes through the vent pipe 7, pushes down the water in the vent pipe 7, and flows into the suppression pool 4, and the high-temperature, high-pressure steam transfers heat to the water in the suppression pool 4. Condense. As the condensation progresses, the pressure of the steam decreases, pushing down the water in the vent pipe 7 and preventing it from flowing into the suppression pool 4, resulting in a decrease in the heat removal effect of the water in the suppression pool 4.
一方、ドライウェル３と蒸気配管１１ａによって結ばれ
た蒸気インジェクター８にも漏洩した蒸気が流入する。On the other hand, the leaked steam also flows into the steam injector 8 connected to the dry well 3 by the steam pipe 11a.
蒸気インジェクター８内には熱交換器９から入口配管１
１ｂを通り水が充填されており流入した蒸気は水に熱を
伝えて凝縮する。蒸気インジェクター８の出口配管１１
ｃでは凝縮した蒸気のエネルギーによって昇温された水
が吐出される。Inside the steam injector 8 is an inlet pipe 1 from a heat exchanger 9.
It is filled with water through 1b, and the steam that flows in transfers heat to the water and condenses. Outlet piping 11 of steam injector 8
At c, water heated by the energy of the condensed steam is discharged.
蒸気インジェクター８が作動後安定した吐出圧を得るま
で昇温された水はバイパス配管１１ｅによってサプレッ
ションプール４内に流入させ、吐出圧が安定した後に戻
り配管１１ｄを通り昇温された水を再び熱交換器９に流
入さける。熱交換器９に流入した昇温された水は冷却プ
ール１０内の海水に熱を伝えて冷却される。凝縮が進む
と蒸気インジェクター８、熱交換器９および前記蒸気イ
ンジェクター８と熱交換器９を結／Ｓ’；各配管内の水
か増加するため熱交換器９とサプレッションプール４と
を結ぶオーバーフロー配管１１ｆによりサプレッション
プール４に流入させる。上記のようにドライウェル３内
に蒸気が存在する限りこの動作を繰り返ずため蒸気の圧
ノ９か低下しても常に安定した除熱が行える。After the steam injector 8 operates, the water whose temperature has been raised until a stable discharge pressure is obtained flows into the suppression pool 4 through the bypass pipe 11e, and after the discharge pressure has stabilized, it passes through the return pipe 11d and the heated water is heated again. Avoid flowing into exchanger 9. The heated water flowing into the heat exchanger 9 transfers heat to the seawater in the cooling pool 10 and is cooled. As condensation progresses, the steam injector 8, the heat exchanger 9, and the steam injector 8 and the heat exchanger 9 are connected /S'; As the water in each pipe increases, an overflow pipe connects the heat exchanger 9 and the suppression pool 4. 11f to flow into the suppression pool 4. As mentioned above, this operation is repeated as long as there is steam in the dry well 3, so even if the steam pressure drops, stable heat removal can always be performed.
この実施例によると、ドライウェル３と蒸気配管１１ａ
により結ばれた蒸気インジェクター８と、蒸気インジェ
クター８の上部に熱交換器９と、この熱交換器９を格納
する冷却プールと１０と、前記蒸気インジェクター８と
熱交換器９を結ぶ入口配置１
管１１ｂと、前記蒸気インジェクター８の川［口前管１
１Ｃと熱交換器９を結ぶ戻り配管１１（Ｉと、前記蒸気
インジェクター８の出口配管１１Ｃと前記リープレツシ
ョンプール４を結ぶバイパス配管ｌｉｅ 、 Ｊ５よび
前記熱交換器９と前記リーブレッションプール４とを結
ぶオーバーフロー配管１１ｆを設けることにより、ドラ
イウェル３内に充満した蒸気の圧力に影響することなく
、蒸気の熱を蒸気インジェクター８および熱交換器９内
の水を介し、熱交換器９を格納する冷却プール１０の海
水に伝達する。According to this embodiment, the dry well 3 and the steam pipe 11a
A steam injector 8 connected to the steam injector 8, a heat exchanger 9 above the steam injector 8, a cooling pool 10 that stores the heat exchanger 9, and an inlet arrangement 1 that connects the steam injector 8 and the heat exchanger 9. 11b, and the front pipe 1 of the steam injector 8
Return piping 11 connecting 1C and the heat exchanger 9 (I, bypass piping connecting the outlet piping 11C of the steam injector 8 and the repression pool 4, J5, the heat exchanger 9 and the repression pool 4) By providing an overflow pipe 11f that connects the dry well 3, the heat of the steam is transferred through the water in the steam injector 8 and the heat exchanger 9, and the heat exchanger 9 is stored without affecting the pressure of the steam filling the dry well 3. is transmitted to the seawater in the cooling pool 10.
［発明の効果］
本発明によれば、原子炉格納容器内に漏洩した蒸気の熱
を蒸気インジェクターおよび熱交換器によって蒸気の圧
力低下の影響を受けることなく効率良く格納容器外部プ
ールに逃がすことができる。[Effects of the Invention] According to the present invention, the heat of the steam leaking into the reactor containment vessel can be efficiently released to the containment vessel external pool by the steam injector and the heat exchanger without being affected by the pressure drop of the steam. can.
よって、冷却材喪失事故後の安定した長期的な冷却が可
能な自然放熱型格納容器を提供づ−ることかできる。Therefore, it is possible to provide a natural heat dissipation type containment vessel that is capable of stable long-term cooling after a coolant loss accident.
第１図および第２図は本発明に係る自然放熱型格納容器
の冷却システムの各々の実施例を右半分のみ示す縦断面
図、第３図は従来の自然放熱型格納容器の冷却システを
示す縦断面図である。
１・・・炉心
２・・・原子炉圧力容器
３・・・ドライウェル
４・・・サプレッションプール
５・・・ウェブ１〜ウエル
６・・・原子炉格納容器
７・・・ベント管
８・・・蒸気インジェクター
９・・・熱交換器
１０・・・冷却プール
１１ａ・・・蒸気配管
１１ｂ・・・入口配管
１１Ｃ・・・出口配管
１１ｄ・・・戻り配管
１１ｃ・・・バイパス配管
１１ｆ・・・オーバーフロー配管
］３
１２・・・格納容器外周プール
１３・・・原子炉建屋
１４・・・排気管
１５・・・スタック
（８７３３）代理人 弁理士 猪 股 祥 晃（ほか
１名）
第
図1 and 2 are vertical sectional views showing only the right half of each embodiment of the cooling system for a natural heat dissipation type containment vessel according to the present invention, and FIG. 3 shows a conventional cooling system for a natural heat dissipation type containment vessel. FIG. 1...Reactor core 2...Reactor pressure vessel 3...Dry well 4...Suppression pool 5...Web 1 to well 6...Reactor containment vessel 7...Vent pipe 8...・Steam injector 9...Heat exchanger 10...Cooling pool 11a...Steam piping 11b...Inlet piping 11C...Outlet piping 11d...Return piping 11c...Bypass piping 11f... Overflow piping] 3 12...Containment vessel peripheral pool 13...Reactor building 14...Exhaust pipe 15...Stack (8733) Agent Patent attorney Yoshiaki Inomata (and others)
1 person) Figure
Claims (1)
サプレッションプールを有するウェットウェルと、前記
ドライウェルと前記サプレッションプールとを結ぶベン
ト管とを内包する原子炉格納容器を原子炉建屋内に設け
、前記ドライウェルと蒸気配管により結ばれた蒸気イン
ジェクターを前記原子炉格納容器の外側に設け、この蒸
気インジェクターと入口配管により結ばれた熱交換器を
設け、この熱交換器を格納する冷却プールを設け、前記
蒸気インジェクターの出口配管と原子炉格納容器の前記
サプレッションプールとを結ぶバイパス配管及び前記熱
交換器と前記サプレッションプールとを結ぶオーバーフ
ロー配管を設けたことを特徴とする自然放熱型格納容器
の冷却システム。A reactor containment vessel containing a reactor pressure vessel, a wet well having a dry well and a suppression pool for storing the reactor pressure vessel, and a vent pipe connecting the dry well and the suppression pool is provided in the reactor building, A steam injector connected to the dry well by steam piping is provided outside the reactor containment vessel, a heat exchanger connected to the steam injector by inlet piping is provided, and a cooling pool is provided to store the heat exchanger, A cooling system for a natural heat dissipation type containment vessel, characterized in that a bypass pipe connects the outlet pipe of the steam injector and the suppression pool of the reactor containment vessel, and an overflow pipe connects the heat exchanger and the suppression pool. .
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1073924A JP2735278B2 (en) | 1989-03-28 | 1989-03-28 | Natural radiation type containment cooling system |
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| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1073924A JP2735278B2 (en) | 1989-03-28 | 1989-03-28 | Natural radiation type containment cooling system |
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| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02253195A true JPH02253195A (en) | 1990-10-11 |
| JP2735278B2 JP2735278B2 (en) | 1998-04-02 |
Family
ID=13532182
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1073924A Expired - Lifetime JP2735278B2 (en) | 1989-03-28 | 1989-03-28 | Natural radiation type containment cooling system |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2735278B2 (en) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5323967A (en) * | 1991-09-13 | 1994-06-28 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Steam injector |
| US5392326A (en) * | 1992-02-20 | 1995-02-21 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Boiling water reactor |
| WO2004093095A3 (en) * | 2003-04-16 | 2005-02-03 | Framatome Anp Gmbh | Nuclear facility and method for operating a nuclear facility |
| JP2013174447A (en) * | 2012-02-23 | 2013-09-05 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | Nuclear power plant |
-
1989
- 1989-03-28 JP JP1073924A patent/JP2735278B2/en not_active Expired - Lifetime
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5323967A (en) * | 1991-09-13 | 1994-06-28 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Steam injector |
| US5392326A (en) * | 1992-02-20 | 1995-02-21 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Boiling water reactor |
| WO2004093095A3 (en) * | 2003-04-16 | 2005-02-03 | Framatome Anp Gmbh | Nuclear facility and method for operating a nuclear facility |
| US7532699B2 (en) | 2003-04-16 | 2009-05-12 | Areva Np Gmbh | Nuclear facility and method for operating a nuclear facility |
| JP2013174447A (en) * | 2012-02-23 | 2013-09-05 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | Nuclear power plant |
| US10726959B2 (en) | 2012-02-23 | 2020-07-28 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Nuclear power plant |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2735278B2 (en) | 1998-04-02 |
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