JPH0264499A

JPH0264499A - 原子炉の冷却装置

Info

Publication number: JPH0264499A
Application number: JP63215153A
Authority: JP
Inventors: Takashi Saito; 隆斎藤
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1988-08-31
Filing date: 1988-08-31
Publication date: 1990-03-05

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）本発明は原子炉の冷却装置に係り、特に原子力発電所の
圧力抑制型原子炉格納容器における非常用炉心冷却系設
備に使用する原子炉の冷却装置に関する。

（従来の技術）原子炉格納容器は燃料等の炉心を収納した原子炉圧力容
器を内蔵するドライウェルと、このドライウェル内で原
子炉圧力容器に接続する配管の破断を想定事故とした時
に原子炉格納容器内の圧力を低減させると共に炉心の崩
壊熱を吸収するヒートシンクとしての役目をもった水を
収納した圧力抑制子から肴成されている。

また、ドライウェル内での原子炉圧力容器に接続した配
管想定破断事故時には原子炉圧力容器から炉心の冷却水
が溢水し、ひいては炉心損傷につながることになる。こ
れを防止するため、予示の水を有する圧力抑制子および
別置の水源からポンプにより冷却水を原子炉圧力容器内
に注入する非常用炉心冷却設備が設けられている。

最近、この非常用炉心冷却系設備のポンプ等動的な設備
をなくし、重力で原子炉圧力容器へ水源の水を注入する
単純な原子炉の冷却装置が開発され、提案されている。

すなわち、原子炉格納容器内のドライウェルの下部およ
び周囲に圧力抑制室を設け、この圧ノｊ抑制室には配管
破断事故時にベント管を通じてドライウェルから圧力抑
制室に放出される蒸気を凝縮する等ヒートシンクとして
のプール水を有している。また、原子炉圧力容器内の炉
心より上部に設けられているドライウェルの上部に上部
プールを有してあり、この上部プールには非常用炉心冷
却系としての水源となる上部プール水を有している。

上部プール水は非常用炉心冷却系配管によって原子炉圧
力容器内に注水できるようになっている。

ざらに、圧力抑制室の空間部と上部プールの空間部の間
は連絡管により連通されている。ここで、ドライウェル
内の配管破断事故時に、ドライウェルから圧力抑制室に
放出される非凝縮性ガスによる圧力抑制室の空間部の圧
力を上部プールに伝え、非常用炉心冷却系としての上部
プール水が原子炉圧力容器に注水されるための駆動圧と
しての役割を果すようになっている。

（発明が解決しようとする課題）従来の技術においては冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）後の
炉心崩壊熱を除去するためにドライウェルに溜った水と
ヒートシンクとしての圧力抑制室内の水を冷却する手段
として残留熱除去系を必要とする。したがって、この系
統を動かすために、ポンプおよび熱交換器等の動的機器
を必要とする。

本発明はこれらの点に鑑みてなされたものでおり、上述
したポンプ、熱交換器等の動的機器を必要としない原子
炉格納ｔＩＩＡ設冷却膜冷却設備する原子炉の冷却装置
を提供するものでおる。

［発明の構１戊］（課題を解決するための手段）本発明は原子炉格納容器内に原子炉圧ツノ容器が格納さ
れ、前記原子炉格納容器内のドライウェルに露呈した前
記原子炉圧力容器の周囲に筒形鋼製原子炉じゃへい壁を
配置し、この原子炉し・昏へい壁に冷却水を流す冷却水
流路を設け、前記ドライウェルの上部に冷却水プールを
設置し、この冷却水プールと前記原子炉じゃへい壁の冷
却水流路とを下降管および上昇管を介して接続してなり
、前記原子炉じゃへい型は前記冷却水プール内の冷却水
が密度差で前記下降管原子炉じゃへい壁の冷却水流路お
よび上昇管内を流れる循環流で冷却されることを特徴と
する。

（作　用）本発明に係る原子炉の冷却装置は冷却材喪失事故（ＬＯ
ＣＡ）後の炉心崩壊熱を除去する手段として、原子炉じ
ゃへい壁に冷却水を通流することによって原子炉じゃへ
い壁に冷却機能をもたけている。この冷却水の通流方法
としては原子炉格納容器内のドライウェル上部にピー１
〜シンクとしての冷却水供給タンクを設け、このタンク
からの冷却水の駆動力としては原子炉じゃへい壁内の上
下の温度差に伴う冷却水の密度差により通流させる。

これにより動的な機器を設ける必要はない。

また、冷却水供給タンクには必要に応じ冷却水が補給さ
れる。

ざらに、ドライウェルを冠水させる水源とじては圧力抑
制室内の水を用いる。従って圧力抑制室はトイウェルの
上部に位置するが、燃料交換時の作業性を考慮し、圧力
抑制室エア（空間）部はドライウェルの下部および周囲
に設け、必要以上に燃料交換作業床レベルを上げる必要
はない。

（実施例）第１図から第３図を参照しながら本発明に係る原子炉の
冷Ｆ！１装置の一実施例を説明する。なお第２図は第１
図のＡ−Ａ矢視断面で、第３図は第１図にあける原子炉
し１）へい壁の片方のみを示している。

すなわら、第１図において符号１は原子炉格納容器を示
しており、この原子炉格納容器１の中央部に炉心２ａを
収納した原子炉圧力容器２が格納されている。原子炉圧
力容器２はペースマット１ａから立設したペデスタル２
ｂで支えられている。原子炉格納容器１内に設けられた
ドライウェル３の上部に圧力抑制￥４が設けられている
。この圧力抑制室４内には配管破断時にベント管５を通
じてドライウェル３から圧力抑制室４内に放出される蒸
気を緊縮する等ヒートシンクとしてのプール水６を有し
ている。ドライウェル３の下部および周囲には圧ツノ抑
制至のエア（空間）部７が設けられている。このエア部
７は上部の圧力抑制室４と連通管８でつながれている。

圧力抑制室４内のプール水６は非常用炉心冷却系配管９
によって原子炉圧力容器２内に注水できるようになって
いる。プール水６が全てドライウェル３内にドローダウ
ンし、炉心２ａの崩壊熱によって、この水が温度上昇す
る。その温度上昇を防止する冷却用として、原子炉圧力
容器２の周囲に二重円筒で構成された鋼製原子炉じゃへ
い壁１０を設ける。この原子炉し１５へい壁１０にドラ
イウェル３の上部に設置した冷却水供給タンク１１から
下降管１３を通して冷却水１２を供給する。その冷却水
の熱伝達により原子炉じゃへい壁１０は冷却される。

冷却水供給タンク１１の下部から下降管１３が原子炉じ
ゃへい壁１０下部に接続して連絡されている。

原子炉じゃへい壁１０内には冷却水が流れる流路２０が
設けられ、また、流路２０の出口側に接続した上昇管１
４がその上部から冷却水供給タンク１１上部に連絡され
ている。冷却水供給タンク１１内には炉心崩壊熱を充分
に除去できる冷却水１２が貯溜されており、下降管１３
→原子炉じゃへい壁内の流路２０→上昇管１４の順で冷
却水１２が循環通水される。なお、冷却水供給タンク１
１には必要に応じ、冷却水を補給できるように、補給水
ライン１５が設けられている。

また、通常運転時のドライウェル３内の冷却にも用いら
れるように上昇管１４．下降管１３には通常運転時に用
いられる原子炉補機冷却水１６が通水できるようになっ
ている。

なお、第１図中、（Ａ）で示した部分はドライウェル内
の冠水レベルを示している。

原子炉じゃへい壁１０は第２図に拡大して示したように
同じ円筒形の鋼製内筒１７および外筒１８からなる二重
円筒体で、内部に空間１９を有し、その空間１９内に冷
却水１２が流れる流路２０を有する流路管２１が多数本
挿入されたものからなっている。また、第３図に示した
ように内筒１７および外筒１８には原子炉圧力容器２お
よびドライウェル３の熱交換を良好にするためのフィン
２２．２３が取着されている。

％　ａ３、原子炉し１５へい壁１０の上下部にはそれぞ
れ上部開口２５および下部開口２６が設けられ、また原
子炉じゃへい壁１０の上下両端には下降管１３および上
界管１４が接続されている。

第４図は原子炉じゃへい壁の他の例を示したもので、第
２図と同一部分には同一符号で示し重複する部分の説明
を省略する。この例では内筒１７と外筒１８との空間１
９に軸方向に沿ってたて長のリブ２４を補強材として挿
着したものである。空間１９は冷却水が流れる流路２０
も兼ねているためリブ２４には部分的に図示していない
貫通孔が設けられている。この貫通孔を通して冷却材の
一部が流れ原子炉じゃへい壁を良好に冷却する。

第５図は原子炉じゃへい壁のざらに他の例を示したもの
で、第３図と同一部分には同一符号を付して重複する部
分の説明を省略する。この例は原子炉圧力容器２の周囲
に第１および第２の原子炉じゃへい壁１０．１０ａを二
重に設けて原子炉圧力容器２およびドライウェル３の冷
却効果をさらに高めたことにおる。この第２の原子炉し
ゃへい壁１０ａの内筒１７ａおよび外筒１８ａは第１の
原子炉しやへい壁１０の内筒１７および外＠１８よりも
直径か大きいほかは、構成と作用効果は前述した例とほ
ぼ同様である。

［発明の効果］本発明によれば次に述べる効果がおる。

（１）冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）後の炉心崩壊熱を除
去する手段として残留熱除去系としてのポンプ、熱交換
器を必要とせず、すなわら動的は器を必要としないこと
から、設備の単純化が可能である。

（２）従来、ポンプ、熱交換器を配置するために必要と
したスペースを削除できる。

（３）ドライウェル内の通常冷却に原子炉じゃへい壁の
冷却機能を代用することが期待できることから、従来設
けていたドライウェル冷却空調機の機数削減ないしは削
除が期待できる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る原子炉の冷却装置の一実施例を一
部概略的に示す縦断面図、第２図は第１図にあけるＡ−
Ａ矢視方向を切断し拡大して示す横断面図、第３図は第
１図における原子炉じゃへい壁の片側のみ示す縦断面図
、第４図は原子炉じゃへい壁の他の例を示す横断面図、
第５図は原子炉じゃへい壁のざらに他の例を片側のみを
示す縦断面図である。１・・・原子炉格納容器２・・・原子炉圧力容器２ａ・・・炉心２ｂ・・・ペデスタル３・・・ドライウェル４・・・圧力抑制下５・・・ベント管６・・・プール水７・・・圧力抑制至エア部８・・・連通管９・・・非常用炉心冷却系配管１０・・・原子炉じゃへい壁１１・・・冷却水供給タジク１２・・・冷却水。１４・・・上賛管。１６・・・原子炉補機冷却水１７・・・内筒。１９・・・空間。２１・・・流路管。２４・・・リブＡ・・・ドライウェル内冠水レベル１３・・・下降管１５・・・補給水ライン１８・・・外筒２０・・・流路２２、２３・・・フィン（８７３３）代理人

Claims

【特許請求の範囲】

原子炉格納容器内に原子炉圧力容器が格納され、前記原
子炉格納容器内のドライウェルに露呈した前記原子炉圧
力容器の周囲に筒形鋼製原子炉しやへい壁を配設し、こ
の原子炉しゃへい壁に冷却水を流す冷却水流路を設け、
前記ドライウェルの上部に冷却水プールを設置し、この
冷却水プールと前記原子炉しやへい壁の冷却水流路とを
下降管および上昇管を介して接続してなり、前記原子炉
しやへい壁は前記冷却水プール内の冷却水が密度差で前
記下降管原子炉しやへい壁の冷却水流路および上昇管内
を流れる循環流で冷却されることを特徴とする原子炉の
冷却装置。