JPH05172980A - 原子炉格納容器 - Google Patents
原子炉格納容器Info
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- JPH05172980A JPH05172980A JP3339198A JP33919891A JPH05172980A JP H05172980 A JPH05172980 A JP H05172980A JP 3339198 A JP3339198 A JP 3339198A JP 33919891 A JP33919891 A JP 33919891A JP H05172980 A JPH05172980 A JP H05172980A
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- Japan
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- suppression chamber
- valve
- inert gas
- containment vessel
- pipe
- Prior art date
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- Pending
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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
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】 本発明の目的は外部水源を用いて原子炉圧力
容器及び格納容器内へ長時間の注水が実施され、サプレ
ッションチェンバ内の水量が増加してベント管に配設さ
れた真空破壊弁が水没するような事態においても、サプ
レッションチェンバとドライウェルが均圧に保たれるよ
うに構成した原子炉格納容器を提供することにある。 【構成】 本発明の原子炉格納容器１は、ドライウェル
３とサプレッションチェンバ４とに分割され、真空破壊
弁７を有するベント管６を具備して成り、ドライウェル
３とサプレッションチェンバ４に不活性ガスを供給する
不活性ガス供給配管９ａ，９ｂを開閉弁15を介して不活
性ガス供給配管16によって接続し、ドライウェル３とサ
プレッションチェンバ４内の発生ガスを大気中に放出す
るベント用配管11ａ，11ｂを開閉弁17を介してベント用
配管連結管18によって接続し、ドライウェル３とサプレ
ッションチェンバ４の差圧が所定値以上の場合に開閉弁
15，17を開動作させる制御装置19を備えて成ることを特
徴とする。
容器及び格納容器内へ長時間の注水が実施され、サプレ
ッションチェンバ内の水量が増加してベント管に配設さ
れた真空破壊弁が水没するような事態においても、サプ
レッションチェンバとドライウェルが均圧に保たれるよ
うに構成した原子炉格納容器を提供することにある。 【構成】 本発明の原子炉格納容器１は、ドライウェル
３とサプレッションチェンバ４とに分割され、真空破壊
弁７を有するベント管６を具備して成り、ドライウェル
３とサプレッションチェンバ４に不活性ガスを供給する
不活性ガス供給配管９ａ，９ｂを開閉弁15を介して不活
性ガス供給配管16によって接続し、ドライウェル３とサ
プレッションチェンバ４内の発生ガスを大気中に放出す
るベント用配管11ａ，11ｂを開閉弁17を介してベント用
配管連結管18によって接続し、ドライウェル３とサプレ
ッションチェンバ４の差圧が所定値以上の場合に開閉弁
15，17を開動作させる制御装置19を備えて成ることを特
徴とする。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、原子炉格納容器内に外
部水源を用いて注水する場合、格納容器健全性を確保す
るのに好適な原子炉格納容器に関する。
部水源を用いて注水する場合、格納容器健全性を確保す
るのに好適な原子炉格納容器に関する。
【０００２】
【従来の技術】一般に原子炉では、安全のために炉心は
原子炉圧力容器に収納され、原子炉圧力容器は原子炉格
納容器に格納されている。
原子炉圧力容器に収納され、原子炉圧力容器は原子炉格
納容器に格納されている。
【０００３】図２は従来の沸騰水型原子炉の原子炉格納
容器の一例を示すものである。図２において、原子炉格
納容器１内は、炉心20を収納する原子炉圧力容器２が格
納されるドライウェル３と、プール水４ａを貯蔵し水蒸
気凝縮機能を有するサプレッションチェンバ４とに分か
れている。このドライウェル３とサプレッションチェン
バ４とはダイヤフラムフロア５によって分離され、ドラ
イウェル３とサプレッションチェンバ４とはサプレッシ
ョンチェンバ４のプール水４ａ中まで伸びたベント管６
によって連通されている。このベント管６にはサプレッ
ションチェンバ４の気相部位置に真空破壊弁７が配置さ
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、万一原子炉圧力容器２に接続する配管が原子炉格納
容器１内で破断するような冷却材喪失事故が発生した場
合、原子炉圧力容器２内からドライウェル３に放出され
た高温の蒸気と水との混合物は、ベント管６を通してサ
プレッションチェンバ４に導かれ、蒸気が凝縮されるこ
とによって格納容器内上昇が抑制される。また、高温の
蒸気と水との混合物の流入によってサプレッションチェ
ンバ４内の圧力が上昇し、ドライウェル３の圧力に比べ
てある一定差圧よりも高くなった場合には、サプレッシ
ョンチェンバ圧力とドライウェル圧力が等しくなるよう
に真空破壊弁７が開放され、サプレッションチェンバ４
の蒸気凝縮機能が保たれるようになっている。さらに、
冷却材喪失事故が発生した場合においても原子炉圧力容
器２内に収納された炉心の健全性を保つために、サプレ
ッションチェンバ４内の水を原子炉圧力容器２内に注水
する非常用炉心冷却系（図示せず）が多重に設置されて
いる。また、原子炉格納容器１内の温度及び圧力を低減
し格納容器１の健全性を保つために、サプレッションチ
ェンバ４内の水をドライウェル３内に注水する格納容器
スプレイ冷却系が備えられ、原子炉施設の安全性を確保
するようになっている。
容器の一例を示すものである。図２において、原子炉格
納容器１内は、炉心20を収納する原子炉圧力容器２が格
納されるドライウェル３と、プール水４ａを貯蔵し水蒸
気凝縮機能を有するサプレッションチェンバ４とに分か
れている。このドライウェル３とサプレッションチェン
バ４とはダイヤフラムフロア５によって分離され、ドラ
イウェル３とサプレッションチェンバ４とはサプレッシ
ョンチェンバ４のプール水４ａ中まで伸びたベント管６
によって連通されている。このベント管６にはサプレッ
ションチェンバ４の気相部位置に真空破壊弁７が配置さ
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、万一原子炉圧力容器２に接続する配管が原子炉格納
容器１内で破断するような冷却材喪失事故が発生した場
合、原子炉圧力容器２内からドライウェル３に放出され
た高温の蒸気と水との混合物は、ベント管６を通してサ
プレッションチェンバ４に導かれ、蒸気が凝縮されるこ
とによって格納容器内上昇が抑制される。また、高温の
蒸気と水との混合物の流入によってサプレッションチェ
ンバ４内の圧力が上昇し、ドライウェル３の圧力に比べ
てある一定差圧よりも高くなった場合には、サプレッシ
ョンチェンバ圧力とドライウェル圧力が等しくなるよう
に真空破壊弁７が開放され、サプレッションチェンバ４
の蒸気凝縮機能が保たれるようになっている。さらに、
冷却材喪失事故が発生した場合においても原子炉圧力容
器２内に収納された炉心の健全性を保つために、サプレ
ッションチェンバ４内の水を原子炉圧力容器２内に注水
する非常用炉心冷却系（図示せず）が多重に設置されて
いる。また、原子炉格納容器１内の温度及び圧力を低減
し格納容器１の健全性を保つために、サプレッションチ
ェンバ４内の水をドライウェル３内に注水する格納容器
スプレイ冷却系が備えられ、原子炉施設の安全性を確保
するようになっている。
【０００４】さらに、沸騰水型原子力発電プラントにお
いては、運転時の安全性を確保するために原子炉格納容
器内に例えば窒素ガス等の不活性ガスを充填して格納容
器内を不活性雰囲気に維持している。これは、万一前述
したような冷却材喪失事故が発生した場合に燃料被覆管
を構成するジルコニウムと高温の水蒸気が化学反応を起
こして可燃性の水素ガスが発生し、その水素ガスの燃焼
によって格納容器が損傷することを防止することを目的
としている。この通常運転時における格納容器内雰囲気
の不活性化は、不活性ガス供給装置８から不活性ガス供
給配管９ａ，９ｂと流量調整弁10ａ，10ｂを介して窒素
ガスをドライウェル３とサプレッションチェンバ４へ供
給し、ベント用配管11ａ，11ｂと流量調整弁12ａ，12ｂ
及び非常用ガス処理装置13と排気塔14を介してドライウ
ェル３とサプレッションチェンバ４の空気を適宜除染・
排出することによって行われる。よって、格納容器内酸
素濃度が可燃限界以上に増加しないように保たれ、格納
容器内はほぼ一定の圧力に維持されるようになってい
る。また、万一冷却材喪失事故が発生した場合には、事
故発生と同時に不活性ガス供給配管９ａ，９ｂに配設さ
れている流量調整弁10ａ，10ｂとベント用配管11ａ，11
ｂに配設されている流量調整弁12ａ，12ｂが全て自動的
に閉止される。よって、格納容器内で大量の放射性物質
の漏洩があった場合においても、放射性物質がベント用
配管11ａ，11ｂを通して発電所周辺に拡散しないように
構成されている。
いては、運転時の安全性を確保するために原子炉格納容
器内に例えば窒素ガス等の不活性ガスを充填して格納容
器内を不活性雰囲気に維持している。これは、万一前述
したような冷却材喪失事故が発生した場合に燃料被覆管
を構成するジルコニウムと高温の水蒸気が化学反応を起
こして可燃性の水素ガスが発生し、その水素ガスの燃焼
によって格納容器が損傷することを防止することを目的
としている。この通常運転時における格納容器内雰囲気
の不活性化は、不活性ガス供給装置８から不活性ガス供
給配管９ａ，９ｂと流量調整弁10ａ，10ｂを介して窒素
ガスをドライウェル３とサプレッションチェンバ４へ供
給し、ベント用配管11ａ，11ｂと流量調整弁12ａ，12ｂ
及び非常用ガス処理装置13と排気塔14を介してドライウ
ェル３とサプレッションチェンバ４の空気を適宜除染・
排出することによって行われる。よって、格納容器内酸
素濃度が可燃限界以上に増加しないように保たれ、格納
容器内はほぼ一定の圧力に維持されるようになってい
る。また、万一冷却材喪失事故が発生した場合には、事
故発生と同時に不活性ガス供給配管９ａ，９ｂに配設さ
れている流量調整弁10ａ，10ｂとベント用配管11ａ，11
ｂに配設されている流量調整弁12ａ，12ｂが全て自動的
に閉止される。よって、格納容器内で大量の放射性物質
の漏洩があった場合においても、放射性物質がベント用
配管11ａ，11ｂを通して発電所周辺に拡散しないように
構成されている。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】以上のように構成され
た沸騰水型原子力発電プラントにおいて、万一冷却材喪
失事故が発生し、何らかの理由によって非常用炉心冷却
系及び格納容器スプレイ冷却系が故障し、サプレッショ
ンチェンバ内の冷却水を原子炉圧力容器及び格納容器へ
注水することが不可能となるような事態に至った場合に
おいても、プラント内に設置されている復水貯蔵タンク
内冷却水あるいは海水等の外部水源を用いて、常用系と
して使用されている複数のポンプによって原子炉圧力容
器や格納容器への注水を行うことにより、炉心を冷却す
るとともに格納容器の健全性を維持することが可能とな
っている。しかしながら、非常用炉心冷却系及び格納容
器スプレイ冷却系が長時間故障し、外部水源から原子炉
圧力容器及び格納容器への注水が長時間に渡って継続さ
れる場合には、サプレッションチェンバ内の水量が増加
し、ベント管に配設された真空破壊弁が水没し、やがて
はドライウェル内に蓄水が始まる。この場合、サプレッ
ションチェンバの気相部圧力はドライウェル空間部圧力
に比べてドライウェル内に蓄水した水頭圧分だけ高くな
り、この圧力差がサプレッションチェンバとドライウェ
ルを分割しているダイヤフラムフロアに荷重として加わ
ることになる。さらに、低温の冷却水がドライウェルに
注水される場合には、ドライウェルが負圧となる可能性
がある。このような事象はその発生する確率は極めて小
さいが、万一発生した場合には、格納容器の健全性が脅
かされ、さらには格納容器が損傷し、周辺環境に放射性
物質を放散する可能性も全く否定することはできない。
た沸騰水型原子力発電プラントにおいて、万一冷却材喪
失事故が発生し、何らかの理由によって非常用炉心冷却
系及び格納容器スプレイ冷却系が故障し、サプレッショ
ンチェンバ内の冷却水を原子炉圧力容器及び格納容器へ
注水することが不可能となるような事態に至った場合に
おいても、プラント内に設置されている復水貯蔵タンク
内冷却水あるいは海水等の外部水源を用いて、常用系と
して使用されている複数のポンプによって原子炉圧力容
器や格納容器への注水を行うことにより、炉心を冷却す
るとともに格納容器の健全性を維持することが可能とな
っている。しかしながら、非常用炉心冷却系及び格納容
器スプレイ冷却系が長時間故障し、外部水源から原子炉
圧力容器及び格納容器への注水が長時間に渡って継続さ
れる場合には、サプレッションチェンバ内の水量が増加
し、ベント管に配設された真空破壊弁が水没し、やがて
はドライウェル内に蓄水が始まる。この場合、サプレッ
ションチェンバの気相部圧力はドライウェル空間部圧力
に比べてドライウェル内に蓄水した水頭圧分だけ高くな
り、この圧力差がサプレッションチェンバとドライウェ
ルを分割しているダイヤフラムフロアに荷重として加わ
ることになる。さらに、低温の冷却水がドライウェルに
注水される場合には、ドライウェルが負圧となる可能性
がある。このような事象はその発生する確率は極めて小
さいが、万一発生した場合には、格納容器の健全性が脅
かされ、さらには格納容器が損傷し、周辺環境に放射性
物質を放散する可能性も全く否定することはできない。
【０００６】本発明は上記事情に鑑みてなされたもの
で、その目的は外部水源を用いて原子炉圧力容器及び格
納容器内への長時間の注水が実施され、サプレッション
チェンバ内の水量が増加してベント管に配設された真空
破壊弁が水没するような事態においても、サプレッショ
ンチェンバとドライウェルが均圧に保たれるように構成
した原子炉格納容器を提供することにある。
で、その目的は外部水源を用いて原子炉圧力容器及び格
納容器内への長時間の注水が実施され、サプレッション
チェンバ内の水量が増加してベント管に配設された真空
破壊弁が水没するような事態においても、サプレッショ
ンチェンバとドライウェルが均圧に保たれるように構成
した原子炉格納容器を提供することにある。
【０００７】
【課題を解決するための手段】すなわち、本発明の原子
炉格納容器は、原子炉を収納するドライウェルと、プー
ル水を保有するサプレッションチェンバと、前記ドライ
ウェルとサプレッションチェンバを連結しサプレッショ
ンチェンバ内のプール水中に一端を浸したベント管と、
サプレッションチェンバ気相位置で前記ベント管に配置
される真空破壊弁とを備えた原子炉格納容器において、
前記ドライウェルに不活性ガスを供給する不活性ガス供
給配管と前記真空破壊弁高さよりも高い位置でサプレッ
ションチェンバに不活性ガスを供給する不活性ガス供給
配管を接続しかつ遠隔操作可能な通常閉なる開閉弁を配
設した不活性ガス供給配管連結管と、原子炉格納容器内
の発生ガスを前記ドライウェルから大気中に放出するベ
ント用配管と原子炉格納容器内の発生ガスを前記真空破
壊弁高さよりも高いサプレッションチェンバ気相位置か
ら大気中に放出するベント用配管を接続しかつ遠隔操作
可能な通常閉なる開閉弁を配設したベント用配管連結管
と、前記不活性ガス供給配管連結管開閉弁と前記ベント
用配管連結管開閉弁を開閉する弁制御装置を備えたこと
を特徴とするものである。
炉格納容器は、原子炉を収納するドライウェルと、プー
ル水を保有するサプレッションチェンバと、前記ドライ
ウェルとサプレッションチェンバを連結しサプレッショ
ンチェンバ内のプール水中に一端を浸したベント管と、
サプレッションチェンバ気相位置で前記ベント管に配置
される真空破壊弁とを備えた原子炉格納容器において、
前記ドライウェルに不活性ガスを供給する不活性ガス供
給配管と前記真空破壊弁高さよりも高い位置でサプレッ
ションチェンバに不活性ガスを供給する不活性ガス供給
配管を接続しかつ遠隔操作可能な通常閉なる開閉弁を配
設した不活性ガス供給配管連結管と、原子炉格納容器内
の発生ガスを前記ドライウェルから大気中に放出するベ
ント用配管と原子炉格納容器内の発生ガスを前記真空破
壊弁高さよりも高いサプレッションチェンバ気相位置か
ら大気中に放出するベント用配管を接続しかつ遠隔操作
可能な通常閉なる開閉弁を配設したベント用配管連結管
と、前記不活性ガス供給配管連結管開閉弁と前記ベント
用配管連結管開閉弁を開閉する弁制御装置を備えたこと
を特徴とするものである。
【０００８】
【作用】本発明の原子炉格納容器によれば、万一冷却材
喪失事故が発生し、さらに何らかの理由によって非常用
炉心冷却系及び格納容器スプレイ冷却系が故障し、サプ
レッションチェンバ内の冷却水を原子炉圧力容器及び格
納容器へ注水することが不可能となるような事態に至
り、復水貯蔵タンク内の冷却水や海水等の外部水源から
常用系として用いられている複数のポンプにより原子炉
圧力容器や格納容器への注水が長時間行われ、サプレッ
ションチェンバ内の水量が増加してベント管に配設され
た真空破壊弁が水没するような事態においては、サプレ
ッションチェンバ圧力とドライウェル圧力が等しく保つ
ように不活性ガス供給配管連結管及びベント用配管連結
管が開放される。よって、格納容器の健全性を従来に比
べてより確保することができる。
喪失事故が発生し、さらに何らかの理由によって非常用
炉心冷却系及び格納容器スプレイ冷却系が故障し、サプ
レッションチェンバ内の冷却水を原子炉圧力容器及び格
納容器へ注水することが不可能となるような事態に至
り、復水貯蔵タンク内の冷却水や海水等の外部水源から
常用系として用いられている複数のポンプにより原子炉
圧力容器や格納容器への注水が長時間行われ、サプレッ
ションチェンバ内の水量が増加してベント管に配設され
た真空破壊弁が水没するような事態においては、サプレ
ッションチェンバ圧力とドライウェル圧力が等しく保つ
ように不活性ガス供給配管連結管及びベント用配管連結
管が開放される。よって、格納容器の健全性を従来に比
べてより確保することができる。
【０００９】
【実施例】以下、本発明の一実施例を図面を参照して説
明する。図１は、本発明の一実施例の概略構成図であ
る。なお、既に説明した図２の従来例と同一部分には同
一符号を付してその構成の説明を省略する。
明する。図１は、本発明の一実施例の概略構成図であ
る。なお、既に説明した図２の従来例と同一部分には同
一符号を付してその構成の説明を省略する。
【００１０】図１において、不活性ガス供給装置８から
ドライウェル３に不活性ガスを供給する不活性ガス供給
配管９ａとサプレッションチェンバ４に不活性ガスを供
給する不活性ガス供給配管９ｂは、それぞれの流量調整
弁10ａ，10ｂの下流側と原子炉格納容器１との間の管路
上で遠隔操作可能な通常閉なる開閉弁15を配設した不活
性ガス供給配管連結管16によって接続されている。ま
た、原子炉格納容器１内の発生ガスを非常用ガス処理装
置13及び排気塔14を介してドライウェル３から大気中に
放出するベント用配管11ａとサプレッションチェンバ４
から大気中に放出するベント用配管11ｂは、それぞれの
流量調整弁11ａ，11ｂの下流側と原子炉格納容器１との
間の管路上で遠隔操作可能な通常閉なる開閉弁17を配設
したベント用配管連結管18によって接続されている。さ
らに、ドライウェル３とサプレッションチェンバ４には
それぞれ圧力計21，22が配設されており、各々の圧力計
21，22はその検出圧力をドライウェル圧力信号Ｓ1 、サ
プレッションチェンバ圧力信号Ｓ2 として出力するよう
になっている。そして、このドライウェル圧力信号Ｓ1
とサプレッションチェンバ圧力信号Ｓ2 は開閉弁制御装
置19に入力され、圧力差（サプレッションチェンバ圧力
−ドライウェル圧力）が真空破壊弁作動差圧以上になっ
た場合には、不活性ガス供給配管連結管開閉弁15とベン
ト用配管連結管開閉弁17を開放する開放信号Ｓ3 ，Ｓ4
を出力する様に構成されている。
ドライウェル３に不活性ガスを供給する不活性ガス供給
配管９ａとサプレッションチェンバ４に不活性ガスを供
給する不活性ガス供給配管９ｂは、それぞれの流量調整
弁10ａ，10ｂの下流側と原子炉格納容器１との間の管路
上で遠隔操作可能な通常閉なる開閉弁15を配設した不活
性ガス供給配管連結管16によって接続されている。ま
た、原子炉格納容器１内の発生ガスを非常用ガス処理装
置13及び排気塔14を介してドライウェル３から大気中に
放出するベント用配管11ａとサプレッションチェンバ４
から大気中に放出するベント用配管11ｂは、それぞれの
流量調整弁11ａ，11ｂの下流側と原子炉格納容器１との
間の管路上で遠隔操作可能な通常閉なる開閉弁17を配設
したベント用配管連結管18によって接続されている。さ
らに、ドライウェル３とサプレッションチェンバ４には
それぞれ圧力計21，22が配設されており、各々の圧力計
21，22はその検出圧力をドライウェル圧力信号Ｓ1 、サ
プレッションチェンバ圧力信号Ｓ2 として出力するよう
になっている。そして、このドライウェル圧力信号Ｓ1
とサプレッションチェンバ圧力信号Ｓ2 は開閉弁制御装
置19に入力され、圧力差（サプレッションチェンバ圧力
−ドライウェル圧力）が真空破壊弁作動差圧以上になっ
た場合には、不活性ガス供給配管連結管開閉弁15とベン
ト用配管連結管開閉弁17を開放する開放信号Ｓ3 ，Ｓ4
を出力する様に構成されている。
【００１１】このように構成された原子炉格納容器を有
する原子力発電プラントにおいて、万一冷却材喪失事故
が発生し、さらに何らかの理由によって非常用炉心冷却
系及び格納容器スプレイ冷却系が故障し、サプレッショ
ンチェンバ４内の冷却水を原子炉圧力容器２及び格納容
器１へ注水することが不可能となるような事態に至り、
復水貯蔵タンク内冷却水や海水等の外部水源から常用系
として用いられている複数のポンプにより原子炉圧力容
器２や格納容器１への注水が長時間行われ、サプレッシ
ョンチェンバ４内の水量が増加してベント管６に配設さ
れた真空破壊弁７が水没するような事態においても、サ
プレッションチェンバ４内の圧力がドライウェル３内圧
力に比べて真空破壊弁７の作動差圧以上になった場合に
開閉弁制御装置19によって不活性ガス供給配管連結管開
閉弁15とベント用配管連結管開閉弁17が開放され、サプ
レッションチェンバ圧力とドライウェル圧力が等しくな
るように保たれ、ドライウェル３とサプレッションチェ
ンバ４と間のダイヤフラムフロア５に不要な荷重がかか
ることが防止され、原子炉格納容器の健全性を従来に比
べてより確保することができる。
する原子力発電プラントにおいて、万一冷却材喪失事故
が発生し、さらに何らかの理由によって非常用炉心冷却
系及び格納容器スプレイ冷却系が故障し、サプレッショ
ンチェンバ４内の冷却水を原子炉圧力容器２及び格納容
器１へ注水することが不可能となるような事態に至り、
復水貯蔵タンク内冷却水や海水等の外部水源から常用系
として用いられている複数のポンプにより原子炉圧力容
器２や格納容器１への注水が長時間行われ、サプレッシ
ョンチェンバ４内の水量が増加してベント管６に配設さ
れた真空破壊弁７が水没するような事態においても、サ
プレッションチェンバ４内の圧力がドライウェル３内圧
力に比べて真空破壊弁７の作動差圧以上になった場合に
開閉弁制御装置19によって不活性ガス供給配管連結管開
閉弁15とベント用配管連結管開閉弁17が開放され、サプ
レッションチェンバ圧力とドライウェル圧力が等しくな
るように保たれ、ドライウェル３とサプレッションチェ
ンバ４と間のダイヤフラムフロア５に不要な荷重がかか
ることが防止され、原子炉格納容器の健全性を従来に比
べてより確保することができる。
【００１２】
【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、外部水源から原子炉圧力容器及び格納
容器への注水が長時間実施されるような事態において、
原子炉格納容器の健全性を従来に比べてより保つことが
でき、原子力発電プラントの安全性を一層向上させるこ
とができる。
納容器によれば、外部水源から原子炉圧力容器及び格納
容器への注水が長時間実施されるような事態において、
原子炉格納容器の健全性を従来に比べてより保つことが
でき、原子力発電プラントの安全性を一層向上させるこ
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の概略
構成図。
構成図。
【図２】原子炉格納容器の従来例を示す概略系統図。
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…ダイヤフラムフロア ６…ベント管 ７…真空破壊弁 ８…不活性ガス供給装置 ９ａ，９ｂ…不活性ガス供給配管 10ａ，10ｂ…流量調整弁 11ａ，11ｂ…ベント用配管 12ａ，12ｂ…流量調整弁 13…非常用ガス処理装置 14…排気塔 15…不活性ガス供給配管連結管開閉弁 16…不活性ガス供給配管連結管 17…ベント用配管連結管開閉弁 18…ベント用配管連結管 19…開閉弁制御装置 20…炉心 21，22…圧力計
Claims (2)
- 【請求項１】 原子炉を収納するドライウェルと、プー
ル水を保有するサプレッションチェンバと、前記ドライ
ウェルとサプレッションチェンバを連結しサプレッショ
ンチェンバ内のプール水中に一端を浸したベント管と、
サプレッションチェンバ気相位置で前記ベント管に配置
される真空破壊弁とを備えた原子炉格納容器において、
前記ドライウェルに不活性ガスを供給する不活性ガス供
給配管と前記真空破壊弁高さよりも高い位置でサプレッ
ションチェンバに不活性ガスを供給する不活性ガス供給
配管を接続しかつ遠隔操作可能な通常閉なる開閉弁を配
設した不活性ガス供給配管連結管と、原子炉格納容器内
の発生ガスを前記ドライウェルから大気中に放出するベ
ント用配管と原子炉格納容器内の発生ガスを前記真空破
壊弁高さよりも高いサプレッションチェンバ気相位置か
ら大気中に放出するベント用配管を接続しかつ遠隔操作
可能な通常閉なる開閉弁を配設したベント用配管連結管
と、前記不活性ガス供給配管連結管開閉弁と前記ベント
用配管連結管開閉弁を開閉する弁制御装置を備えて成る
ことを特徴とする原子炉格納容器。 - 【請求項２】 弁制御装置は、ドライウェル圧力信号と
サプレッションチェンバ圧力信号を入力され、ドライウ
ェル圧力とサプレッションチェンバ圧力との圧力差が前
記真空破壊弁作動差圧以上の場合に通常閉なる開閉弁を
開放し、前記圧力差が前記真空破壊弁作動差圧以下の場
合に開閉弁を閉鎖する機能を有する請求項１記載の原子
炉格納容器。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3339198A JPH05172980A (ja) | 1991-12-24 | 1991-12-24 | 原子炉格納容器 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3339198A JPH05172980A (ja) | 1991-12-24 | 1991-12-24 | 原子炉格納容器 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05172980A true JPH05172980A (ja) | 1993-07-13 |
Family
ID=18325171
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3339198A Pending JPH05172980A (ja) | 1991-12-24 | 1991-12-24 | 原子炉格納容器 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH05172980A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1997009722A1 (de) * | 1995-09-01 | 1997-03-13 | Siemens Aktiengesellschaft | Vorrichtung und verfahren zur inertisierung und zum venting der containment-atmosphäre in einem kernkraftwerk |
| JP2014089139A (ja) * | 2012-10-31 | 2014-05-15 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 核燃料冷却方法及び核燃料冷却装置 |
-
1991
- 1991-12-24 JP JP3339198A patent/JPH05172980A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1997009722A1 (de) * | 1995-09-01 | 1997-03-13 | Siemens Aktiengesellschaft | Vorrichtung und verfahren zur inertisierung und zum venting der containment-atmosphäre in einem kernkraftwerk |
| JP2014089139A (ja) * | 2012-10-31 | 2014-05-15 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 核燃料冷却方法及び核燃料冷却装置 |
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