JPH04323597A - 原子炉格納設備 - Google Patents
原子炉格納設備Info
- Publication number
- JPH04323597A JPH04323597A JP3119265A JP11926591A JPH04323597A JP H04323597 A JPH04323597 A JP H04323597A JP 3119265 A JP3119265 A JP 3119265A JP 11926591 A JP11926591 A JP 11926591A JP H04323597 A JPH04323597 A JP H04323597A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- cooling water
- cooling
- reactor containment
- nuclear reactor
- containment vessel
- 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
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 claims abstract description 26
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims abstract description 25
- 239000002826 coolant Substances 0.000 abstract description 9
- 230000008439 repair process Effects 0.000 description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 230000001629 suppression Effects 0.000 description 2
- 238000010248 power generation Methods 0.000 description 1
- 238000011144 upstream manufacturing Methods 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
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は原子炉格納設備に関する
ものである。
ものである。
【０００２】
【従来の技術】図２は従来の原子炉格納設備の一例を示
すもので、原子炉の炉心を収容する原子炉圧力容器１は
、原子炉格納容器２内に納められており、更に原子炉格
納容器２の周囲は、原子炉建屋であるコンクリート壁３
によって、前記原子炉格納容器２の熱膨張を許容し得る
通常５０ｍｍ程度のクリアランス４を隔てて包囲されて
いる。
すもので、原子炉の炉心を収容する原子炉圧力容器１は
、原子炉格納容器２内に納められており、更に原子炉格
納容器２の周囲は、原子炉建屋であるコンクリート壁３
によって、前記原子炉格納容器２の熱膨張を許容し得る
通常５０ｍｍ程度のクリアランス４を隔てて包囲されて
いる。
【０００３】前記原子炉格納容器２内の下部には、所要
量のプール水５を貯留したサプレッションチェンバ６が
形成されており、原子炉圧力容器１から発電用タービン
（図示せず）へ蒸気を送給する蒸気管７等に冷却材喪失
現象が発生した際に、原子炉格納容器２内に放出された
蒸気を、複数のベント管８を通して前記サプレッション
チェンバ６のプール水５中に導き、該導いた蒸気を冷却
凝縮して放出エネルギーの吸収を図るようにしてある。
量のプール水５を貯留したサプレッションチェンバ６が
形成されており、原子炉圧力容器１から発電用タービン
（図示せず）へ蒸気を送給する蒸気管７等に冷却材喪失
現象が発生した際に、原子炉格納容器２内に放出された
蒸気を、複数のベント管８を通して前記サプレッション
チェンバ６のプール水５中に導き、該導いた蒸気を冷却
凝縮して放出エネルギーの吸収を図るようにしてある。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら上記従来
構造では、冷却材喪失現象の発生後に直ちに原子炉の運
転を停止しても、原子炉格納容器２が自然冷却されるの
を長時間待たなければ前記原子炉格納容器２内に入るこ
とかできず、早急に破損個所の修復作業を行えない不都
合があった。
構造では、冷却材喪失現象の発生後に直ちに原子炉の運
転を停止しても、原子炉格納容器２が自然冷却されるの
を長時間待たなければ前記原子炉格納容器２内に入るこ
とかできず、早急に破損個所の修復作業を行えない不都
合があった。
【０００５】本発明は上述の実情に鑑みてなしたもので
、冷却材喪失現象の発生時に原子炉格納容器を短時間で
冷却し得る原子炉格納設備を提供することを目的として
いる。
、冷却材喪失現象の発生時に原子炉格納容器を短時間で
冷却し得る原子炉格納設備を提供することを目的として
いる。
【０００６】
【課題を解決するための手段】本発明は原子炉圧力容器
を収容する原子炉格納容器と、該原子炉格納容器を包囲
するコンクリート壁との間に所要の容積の冷却空間を形
成し、該冷却空間に冷却水を導入し得且つ該導入した冷
却水を循環し得る循環ループをコンクリート壁外部に設
け、該循環ループ中に循環冷却水を冷却し得る熱交換器
を設けたことを特徴とする原子炉格納設備にかかるもの
である。
を収容する原子炉格納容器と、該原子炉格納容器を包囲
するコンクリート壁との間に所要の容積の冷却空間を形
成し、該冷却空間に冷却水を導入し得且つ該導入した冷
却水を循環し得る循環ループをコンクリート壁外部に設
け、該循環ループ中に循環冷却水を冷却し得る熱交換器
を設けたことを特徴とする原子炉格納設備にかかるもの
である。
【０００７】
【作用】従って本発明では、冷却材喪失現象が発生した
際に、循環ループを介して冷却空間に冷却水を導入し、
次いで導入した冷却水を熱交換器で冷却しつつ循環する
ことによって、原子炉格納容器を短時間で冷却する。
際に、循環ループを介して冷却空間に冷却水を導入し、
次いで導入した冷却水を熱交換器で冷却しつつ循環する
ことによって、原子炉格納容器を短時間で冷却する。
【０００８】
【実施例】以下、本発明の実施例を図面を参照しつつ説
明する。
明する。
【０００９】図１は本発明の一実施例であり、図中図２
と同一の符号を付した部分は同一物を表わしている。
と同一の符号を付した部分は同一物を表わしている。
【００１０】原子炉格納容器２とコンクリート壁３との
間に、所要の容積の冷却空間９を形成し、該冷却空間９
の頂部と底部とに、循環ポンプ１０及び熱交換器１１を
有してコンクリート壁３外部に設けられた循環ループ１
２を接続する。
間に、所要の容積の冷却空間９を形成し、該冷却空間９
の頂部と底部とに、循環ポンプ１０及び熱交換器１１を
有してコンクリート壁３外部に設けられた循環ループ１
２を接続する。
【００１１】ここで、前記循環ループ１２の循環ポンプ
１０より上流側の所要位置には、外部より冷却水１３を
導く冷却水供給管１４が接続されており、該冷却水供給
管１４からの冷却水１３を循環ポンプ１０の駆動により
、前述した冷却空間９に導入し得るようにしてある。
１０より上流側の所要位置には、外部より冷却水１３を
導く冷却水供給管１４が接続されており、該冷却水供給
管１４からの冷却水１３を循環ポンプ１０の駆動により
、前述した冷却空間９に導入し得るようにしてある。
【００１２】又、前記循環ループ１２の熱交換器１１に
は、別系統の冷却ループ１５が導かれており、該冷却ル
ープ１５を循環する低温の冷却水１３’と熱交換させる
ことにより、前記循環ループ１２を流れる冷却水１３を
冷却し得るようにしてある。
は、別系統の冷却ループ１５が導かれており、該冷却ル
ープ１５を循環する低温の冷却水１３’と熱交換させる
ことにより、前記循環ループ１２を流れる冷却水１３を
冷却し得るようにしてある。
【００１３】尚、図中１６，１７，１８，１９はバルブ
、２０は前記循環ループ１２の循環ポンプ１０より下流
側の所要位置に接続された冷却水排出管を示す。
、２０は前記循環ループ１２の循環ポンプ１０より下流
側の所要位置に接続された冷却水排出管を示す。
【００１４】而して、冷却材喪失現象が発生した際には
、原子炉の運転を停止した後、バルブ１７，１８を閉じ
且つバルブ１６，１９を開けて循環ポンプ１０を駆動し
、冷却水供給管１４からの冷却水１３を、原子炉格納容
器２とコンクリート壁３との間の冷却空間９に導入する
。
、原子炉の運転を停止した後、バルブ１７，１８を閉じ
且つバルブ１６，１９を開けて循環ポンプ１０を駆動し
、冷却水供給管１４からの冷却水１３を、原子炉格納容
器２とコンクリート壁３との間の冷却空間９に導入する
。
【００１５】前記冷却空間９が冷却水１３で満たされた
ら、バルブ１９を閉じ且つバルブ１８を開けて、前記冷
却水１３を熱交換器１１で冷却しつつ循環し、原子炉格
納容器２を、冷却空間９を流れる冷却水１３で冷却する
。
ら、バルブ１９を閉じ且つバルブ１８を開けて、前記冷
却水１３を熱交換器１１で冷却しつつ循環し、原子炉格
納容器２を、冷却空間９を流れる冷却水１３で冷却する
。
【００１６】又、原子炉格納容器２が十分に冷却された
ら、バルブ１６を閉じ且つバルブ１７を開けて、冷却空
間９内の冷却水１３を冷却水排出管２０により排出し、
然る後、原子炉格納容器２に作業員を入れて直ちに破損
個所の修復作業を開始する。
ら、バルブ１６を閉じ且つバルブ１７を開けて、冷却空
間９内の冷却水１３を冷却水排出管２０により排出し、
然る後、原子炉格納容器２に作業員を入れて直ちに破損
個所の修復作業を開始する。
【００１７】従って上記実施例によれば、冷却材喪失現
象の発生時に、原子炉格納容器２を短時間で冷却するこ
とができるので、早急に破損個所の修復作業を行うこと
ができる。
象の発生時に、原子炉格納容器２を短時間で冷却するこ
とができるので、早急に破損個所の修復作業を行うこと
ができる。
【００１８】又、冷却空間９は平常時において原子炉格
納容器２の継手部等の検査空間として有効に活用するこ
とができる。
納容器２の継手部等の検査空間として有効に活用するこ
とができる。
【００１９】尚、本発明の原子炉格納設備は、上述の実
施例にのみ限定されるものではなく、本発明の要旨を逸
脱しない範囲内において種々変更を加え得ることは勿論
である。
施例にのみ限定されるものではなく、本発明の要旨を逸
脱しない範囲内において種々変更を加え得ることは勿論
である。
【００２０】
【発明の効果】以上説明したように、本発明の原子炉格
納設備によれば、下記の如き種々の優れた効果を奏し得
る。
納設備によれば、下記の如き種々の優れた効果を奏し得
る。
【００２１】（Ｉ）冷却材喪失現象の発生時に、原子炉
格納容器を短時間で冷却することができるので、早急に
破損個所の修復作業を行うことができる。
格納容器を短時間で冷却することができるので、早急に
破損個所の修復作業を行うことができる。
【００２２】（ＩＩ）冷却空間は平常時において原子炉
格納容器の継手部等の検査空間として有効に活用するこ
とができる。
格納容器の継手部等の検査空間として有効に活用するこ
とができる。
【図１】本発明の一実施例の断面図である。
【図２】従来例を示す断面図である。
１ 原子炉圧力容器
２ 原子炉格納容器
３ コンクリート壁
９ 冷却空間
１１ 熱交換器
１２ 循環ループ
１３ 冷却水
Claims (1)
- 【請求項１】 原子炉圧力容器を収容する原子炉格納
容器と、該原子炉格納容器を包囲するコンクリート壁と
の間に所要の容積の冷却空間を形成し、該冷却空間に冷
却水を導入し得且つ該導入した冷却水を循環し得る循環
ループをコンクリート壁外部に設け、該循環ループ中に
循環冷却水を冷却し得る熱交換器を設けたことを特徴と
する原子炉格納設備。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3119265A JPH04323597A (ja) | 1991-04-23 | 1991-04-23 | 原子炉格納設備 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3119265A JPH04323597A (ja) | 1991-04-23 | 1991-04-23 | 原子炉格納設備 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04323597A true JPH04323597A (ja) | 1992-11-12 |
Family
ID=14757066
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3119265A Pending JPH04323597A (ja) | 1991-04-23 | 1991-04-23 | 原子炉格納設備 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH04323597A (ja) |
-
1991
- 1991-04-23 JP JP3119265A patent/JPH04323597A/ja active Pending
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