JPH04136793A - 原子炉格納容器 - Google Patents
原子炉格納容器Info
- Publication number
- JPH04136793A JPH04136793A JP2257471A JP25747190A JPH04136793A JP H04136793 A JPH04136793 A JP H04136793A JP 2257471 A JP2257471 A JP 2257471A JP 25747190 A JP25747190 A JP 25747190A JP H04136793 A JPH04136793 A JP H04136793A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- dry well
- containment vessel
- pressure
- lower dry
- chamber
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 16
- 230000001629 suppression Effects 0.000 claims description 18
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 4
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 description 2
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 description 1
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 1
- 230000003628 erosive effect Effects 0.000 description 1
- 239000000155 melt Substances 0.000 description 1
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 1
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- 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
Landscapes
- 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】
［発明の目的コ
（産業上の利用分野）
本発明は原子炉圧力容器を格納するとともにその内部が
上部ドライウェル室、下部ドライウェル室及び圧力抑制
室とから構成された原子炉格納容器に関する。
上部ドライウェル室、下部ドライウェル室及び圧力抑制
室とから構成された原子炉格納容器に関する。
（従来の技術）
従来の原子炉格納容器を第２図を参照して説明する。図
において、原子炉圧力容器１は原子炉格納容器２の内部
に設置されている。この原子炉格納容器２の内部は上部
ドライウェル室４と下部ドライウェル室５及び圧力抑制
室６に分れている。
において、原子炉圧力容器１は原子炉格納容器２の内部
に設置されている。この原子炉格納容器２の内部は上部
ドライウェル室４と下部ドライウェル室５及び圧力抑制
室６に分れている。
上部ドライウェル室４と圧力抑制室６はベント管３で連
絡され、ベント管３の先端は圧力抑制室内の貯蔵水７の
中にある。圧力抑制室６と貯蔵水７及びベント管３は、
上部ドライウェル室４の空間部の配管破断事故時に上部
ドライウェル室４に放出された蒸気と水の混合物をベン
ト管３を通して圧力抑制室６内の貯蔵水７に導き、蒸気
を凝縮することによって、格納容器内圧力の上昇を抑制
し、放散された放射性物質を格納容器内に保留する機能
をもつものである。
絡され、ベント管３の先端は圧力抑制室内の貯蔵水７の
中にある。圧力抑制室６と貯蔵水７及びベント管３は、
上部ドライウェル室４の空間部の配管破断事故時に上部
ドライウェル室４に放出された蒸気と水の混合物をベン
ト管３を通して圧力抑制室６内の貯蔵水７に導き、蒸気
を凝縮することによって、格納容器内圧力の上昇を抑制
し、放散された放射性物質を格納容器内に保留する機能
をもつものである。
（発明が解決しようとする問題点）
ところで、上記の如く構成された原子炉格納容器を有す
る原子カプラントにおいて、万一、原子炉圧力容器１内
の炉心が損傷し溶融するような苛酷事故が発生し、事故
の低減処置がとられない場合には、溶融した炉心は原子
炉圧力容器１の底部を破損し下部ドライウェル室５内に
流出する。流出した溶融炉心は下部ドライウェル室５の
底部コンクリートを浸蝕するため、高温の非凝縮性ガス
が発生する。その結果、格納容器内圧力や温度が上昇し
、格納容器２の健全性が脅かされる。このような炉心溶
融事故が発生する場合には原子炉冷却系はすべて停止し
ており、下部ドライウェル室５に落下した溶融炉心は冷
却されず、底部コンクリートの浸蝕が続き、最終的には
格納容器２の破損に至る。このような炉心溶融事故から
格納容器の破損に至る事象は確率的には極めて小さいが
、それでも万一発生した場合には環境に多大の被害を及
ぼす結果となる。
る原子カプラントにおいて、万一、原子炉圧力容器１内
の炉心が損傷し溶融するような苛酷事故が発生し、事故
の低減処置がとられない場合には、溶融した炉心は原子
炉圧力容器１の底部を破損し下部ドライウェル室５内に
流出する。流出した溶融炉心は下部ドライウェル室５の
底部コンクリートを浸蝕するため、高温の非凝縮性ガス
が発生する。その結果、格納容器内圧力や温度が上昇し
、格納容器２の健全性が脅かされる。このような炉心溶
融事故が発生する場合には原子炉冷却系はすべて停止し
ており、下部ドライウェル室５に落下した溶融炉心は冷
却されず、底部コンクリートの浸蝕が続き、最終的には
格納容器２の破損に至る。このような炉心溶融事故から
格納容器の破損に至る事象は確率的には極めて小さいが
、それでも万一発生した場合には環境に多大の被害を及
ぼす結果となる。
本発明は上記事情に鑑みてなされたもので、その目的は
、炉心が溶融し原子炉圧力容器が破損するような原子炉
苛酷事故において、下部ドライウェル室に流出した溶融
炉心を冷却する冷却手段をもつ原子炉格納容器を提供す
ることにある。
、炉心が溶融し原子炉圧力容器が破損するような原子炉
苛酷事故において、下部ドライウェル室に流出した溶融
炉心を冷却する冷却手段をもつ原子炉格納容器を提供す
ることにある。
［発明の構成コ
（問題点を解決するための手段および作用）本発明は上
記目的を達成するために、原子炉圧力容器を格納し、そ
の内部が上部ドライウェル室と下部ドライウェル室及び
底部に水を貯蔵した圧力抑制室より構成される原子炉格
納容器において、前記下部ドライウェル室の底部コンク
リート内に前記圧力抑制室内の貯蔵水が導通する連絡溝
を埋設したことを特徴とするものである。
記目的を達成するために、原子炉圧力容器を格納し、そ
の内部が上部ドライウェル室と下部ドライウェル室及び
底部に水を貯蔵した圧力抑制室より構成される原子炉格
納容器において、前記下部ドライウェル室の底部コンク
リート内に前記圧力抑制室内の貯蔵水が導通する連絡溝
を埋設したことを特徴とするものである。
したがって、本発明の原子炉格納容器によると、炉心溶
融後圧力容器破損の如き苛酷事故に対しても連絡溝を通
して冷却水を下部ドライウェル室内に導通することがで
きるので、溶融炉心を冷却するとともに格納容器内圧力
や温度の過大な上昇を防止することができる。
融後圧力容器破損の如き苛酷事故に対しても連絡溝を通
して冷却水を下部ドライウェル室内に導通することがで
きるので、溶融炉心を冷却するとともに格納容器内圧力
や温度の過大な上昇を防止することができる。
（実施例）
以下本発明の実施例を図面を参照して説明する。
第１図は本発明の一実施例の概略縦断面図である。既に
説明した従来例と同一部分には同一符号を付して説明す
る。同図において、原子炉圧力容器１は原子炉格納容器
２の内部に設置されており、この原子炉格納容器２は上
部ドライウェル室４と下部ドライウェル室５及び圧力抑
制室６に区分されている。上部ドライウェル室４と圧力
抑制室６はベント管３で連絡され、ベント管３の先端は
圧力抑制室内の貯蔵水７の中にある。圧力抑制室６と貯
蔵水７及びベント管３は、上部ドライウニ）し室４の空
間部の配管破断事故時に上部ドライウェル室４に放出さ
れた蒸気と水の混合物をベント管３をゴして圧力抑制室
６内の貯蔵水７に導き、蒸気を凝縮することによって、
格納容器内圧力の上昇を抑制し、放散された放射性物質
を格納容器内に保留するものである。また、下部ドライ
ウェル室５の底部コンクリート内に圧力抑制室６に貯蔵
されている貯蔵水７を導通させる連絡溝８が埋設されて
いる。このように構成された原子炉格納容器において、
炉心損傷を伴う苛酷事故が万一発生して、溶融した炉心
が原子炉圧力容器１の底部を破損し、下部ドライウェル
室５底部のコンクリート上に落下するような場合には、
落下した溶融炉・心は下部ドライウェル室５の底部コン
クリートを浸蝕し始める。溶融炉心によるコンクリート
の浸蝕が続き、その浸蝕の深さが下部ドライウェル室底
部コンクリート内に設けられた連絡溝８の深さまで達す
ると、圧力抑制室６内に貯蔵されている貯蔵水７が連絡
溝８を通して下部ドライウェル室５に流入するので、溶
融炉心が冷却される。その結果、格納容器内圧力や温度
の過大な上昇を防止することができ、格納容器２の健全
性を維持することができる。
説明した従来例と同一部分には同一符号を付して説明す
る。同図において、原子炉圧力容器１は原子炉格納容器
２の内部に設置されており、この原子炉格納容器２は上
部ドライウェル室４と下部ドライウェル室５及び圧力抑
制室６に区分されている。上部ドライウェル室４と圧力
抑制室６はベント管３で連絡され、ベント管３の先端は
圧力抑制室内の貯蔵水７の中にある。圧力抑制室６と貯
蔵水７及びベント管３は、上部ドライウニ）し室４の空
間部の配管破断事故時に上部ドライウェル室４に放出さ
れた蒸気と水の混合物をベント管３をゴして圧力抑制室
６内の貯蔵水７に導き、蒸気を凝縮することによって、
格納容器内圧力の上昇を抑制し、放散された放射性物質
を格納容器内に保留するものである。また、下部ドライ
ウェル室５の底部コンクリート内に圧力抑制室６に貯蔵
されている貯蔵水７を導通させる連絡溝８が埋設されて
いる。このように構成された原子炉格納容器において、
炉心損傷を伴う苛酷事故が万一発生して、溶融した炉心
が原子炉圧力容器１の底部を破損し、下部ドライウェル
室５底部のコンクリート上に落下するような場合には、
落下した溶融炉・心は下部ドライウェル室５の底部コン
クリートを浸蝕し始める。溶融炉心によるコンクリート
の浸蝕が続き、その浸蝕の深さが下部ドライウェル室底
部コンクリート内に設けられた連絡溝８の深さまで達す
ると、圧力抑制室６内に貯蔵されている貯蔵水７が連絡
溝８を通して下部ドライウェル室５に流入するので、溶
融炉心が冷却される。その結果、格納容器内圧力や温度
の過大な上昇を防止することができ、格納容器２の健全
性を維持することができる。
［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よれば
、炉心溶融後圧力容器破損に至るような苛酷事故に対し
て、格納容器の健全性を保つことができ、原子炉の安全
性を向上させることができる。
、炉心溶融後圧力容器破損に至るような苛酷事故に対し
て、格納容器の健全性を保つことができ、原子炉の安全
性を向上させることができる。
【図面の簡単な説明】
第１図は本発明の一実施例の概略縦断面図、第２図は従
来の原子炉格納容器の概略縦断面図である。 １・・・原子炉圧力容器 ２・・・原子炉格納容器 ３・・・ベント管 ４・・・上部ドライウェル室 ５・・・下部ドライウェル室 ６・・・圧力抑制室 ７・・・貯蔵水 ８・・・連絡溝 （８７３３）代理人 弁理士 猪 股 祥 晃（ほか
１名）
来の原子炉格納容器の概略縦断面図である。 １・・・原子炉圧力容器 ２・・・原子炉格納容器 ３・・・ベント管 ４・・・上部ドライウェル室 ５・・・下部ドライウェル室 ６・・・圧力抑制室 ７・・・貯蔵水 ８・・・連絡溝 （８７３３）代理人 弁理士 猪 股 祥 晃（ほか
１名）
Claims (1)
- 原子炉圧力容器を格納し、その内部が上部ドライウェ
ル室と下部ドライウェル室及び底部に水を貯蔵した圧力
抑制室より構成される原子炉格納容器において、前記下
部ドライウェル室の底部コンクリート内に前記圧力抑制
室内の貯蔵水が導通する連絡溝を埋設したことを特徴と
する原子炉格納容器。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2257471A JPH04136793A (ja) | 1990-09-28 | 1990-09-28 | 原子炉格納容器 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2257471A JPH04136793A (ja) | 1990-09-28 | 1990-09-28 | 原子炉格納容器 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04136793A true JPH04136793A (ja) | 1992-05-11 |
Family
ID=17306770
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2257471A Pending JPH04136793A (ja) | 1990-09-28 | 1990-09-28 | 原子炉格納容器 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH04136793A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US9025721B2 (en) | 2010-03-29 | 2015-05-05 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Holding device |
-
1990
- 1990-09-28 JP JP2257471A patent/JPH04136793A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US9025721B2 (en) | 2010-03-29 | 2015-05-05 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Holding device |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP3118489B2 (ja) | 原子炉の偶発的メルトダウン後に炉心を回収するための装置を備えた原子炉 | |
| US10290379B2 (en) | Passive containment cooling and filtered venting system, and nuclear power plant | |
| JP4987681B2 (ja) | 原子炉格納容器及び漏水検知床 | |
| JP4612558B2 (ja) | コアキャッチャーおよび原子炉格納容器 | |
| US20170323694A1 (en) | Water-Cooled Water-Moderated Nuclear Reactor Core Melt Cooling and Confinement System | |
| JPH08511102A (ja) | 炉心溶融物の捕集及び冷却装置並びにその方法 | |
| US11476010B2 (en) | Cooling method for reactor molten core melt and cooling control system for reactor molten core | |
| KR102608348B1 (ko) | 가압수형 원자로 노심의 용융물 포착 냉각 시스템 | |
| JP3150451B2 (ja) | 原子炉設備 | |
| JP2011163829A (ja) | 炉心溶融物冷却構造 | |
| JP2004333357A (ja) | 原子炉格納容器 | |
| US4113560A (en) | Core catcher for nuclear reactor core meltdown containment | |
| JP2017219464A (ja) | コアキャッチャーおよびそれを用いた沸騰水型原子力プラント | |
| EP0390486A2 (en) | Nuclear reactor containment safety cooling system | |
| JP2014137237A (ja) | 溶融炉心保持装置及びそれを備えた原子炉格納容器 | |
| JPH04136793A (ja) | 原子炉格納容器 | |
| JP2015125006A (ja) | コアキャッチャ | |
| KR20150069421A (ko) | 원자로 냉각재 상실 사고시 증기 폭발 및 수소 폭발 저감을 위한 시스템 | |
| Song et al. | Improvement of molten core cooling strategy in a severe accident management guideline | |
| RU2165108C2 (ru) | Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа | |
| JP7082253B1 (ja) | 放射能の放出防止を目的とした、炉心溶融事故に対応可能な原子炉 | |
| US20060269035A1 (en) | Ex-vessel core melt retention device preventing molten core concrete interaction | |
| RU2165107C2 (ru) | Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа | |
| US20030035505A1 (en) | Beam pipe with safety function for accelerator-driven nuclear systems | |
| JP2006047089A (ja) | 原子炉格納容器 |