JPH05341081A - 原子炉格納容器 - Google Patents
原子炉格納容器Info
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- JPH05341081A JPH05341081A JP4147061A JP14706192A JPH05341081A JP H05341081 A JPH05341081 A JP H05341081A JP 4147061 A JP4147061 A JP 4147061A JP 14706192 A JP14706192 A JP 14706192A JP H05341081 A JPH05341081 A JP H05341081A
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- Japan
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- pool water
- suppression chamber
- dry well
- containment vessel
- reactor
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- 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
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】溶融した炉心物質を下部ドライウェル底部でプ
ール水により冷却して、原子炉格納容器内部の極度の圧
力および温度の上昇を抑制し、破損を防止した原子炉格
納容器を提供する。 【構成】原子炉圧力容器２を内包するドライウェル４，
５とプール水８を貯溜するサプレッションチェンバ６お
よび前記ドライウェル４，５とサプレッションチェンバ
６とを連通するベント管９よりなる原子炉格納容器20に
おいて、原子炉圧力容器２下部のドライウェル５の底面
を隔離金属板21で構成すると共に、サプレッションチェ
ンバ６におけるプール水８の水位より低位置とし、その
下部がサプレッションチェンバ６と連通してプール水８
を満たしたことを特徴とする。
ール水により冷却して、原子炉格納容器内部の極度の圧
力および温度の上昇を抑制し、破損を防止した原子炉格
納容器を提供する。 【構成】原子炉圧力容器２を内包するドライウェル４，
５とプール水８を貯溜するサプレッションチェンバ６お
よび前記ドライウェル４，５とサプレッションチェンバ
６とを連通するベント管９よりなる原子炉格納容器20に
おいて、原子炉圧力容器２下部のドライウェル５の底面
を隔離金属板21で構成すると共に、サプレッションチェ
ンバ６におけるプール水８の水位より低位置とし、その
下部がサプレッションチェンバ６と連通してプール水８
を満たしたことを特徴とする。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、原子炉で苛酷な事故が
発生した場合においても原子炉格納容器内部での極度の
圧力、温度上昇を抑制して、原子炉格納容器の健全性を
維持する原子炉格納容器に関する。
発生した場合においても原子炉格納容器内部での極度の
圧力、温度上昇を抑制して、原子炉格納容器の健全性を
維持する原子炉格納容器に関する。
【０００２】
【従来の技術】沸騰水型原子力発電プラントにおいて
は、原子炉を収納した原子炉圧力容器を内包した原子炉
格納容器が設置されており、万一、原子炉冷却材の喪失
事故が発生した際には、前記原子炉圧力容器から放出さ
れる可能性のある放射性物質を原子炉格納容器により隔
離し、外部環境への放出を十分低い量に抑制するように
設計されている。
は、原子炉を収納した原子炉圧力容器を内包した原子炉
格納容器が設置されており、万一、原子炉冷却材の喪失
事故が発生した際には、前記原子炉圧力容器から放出さ
れる可能性のある放射性物質を原子炉格納容器により隔
離し、外部環境への放出を十分低い量に抑制するように
設計されている。
【０００３】図４は原子炉格納容器の断面図を示し、図
４（Ａ）は縦断面図で、図４（Ｂ）は図４（Ａ）のＢ−
Ｂ矢視断面図である。原子炉格納容器１は、図示しない
鋼製ライナを内張りした円筒型の鉄筋コンクリート造り
であり、中央には原子炉圧力容器２を設置して上下をダ
イヤフラムフロア３で仕切り、上部を上部ドライウェル
４とし、下部中央部を下部ドライウェル５、その周囲を
円筒状のサプレッションチェンバ６として、基礎盤７上
に構築されている。
４（Ａ）は縦断面図で、図４（Ｂ）は図４（Ａ）のＢ−
Ｂ矢視断面図である。原子炉格納容器１は、図示しない
鋼製ライナを内張りした円筒型の鉄筋コンクリート造り
であり、中央には原子炉圧力容器２を設置して上下をダ
イヤフラムフロア３で仕切り、上部を上部ドライウェル
４とし、下部中央部を下部ドライウェル５、その周囲を
円筒状のサプレッションチェンバ６として、基礎盤７上
に構築されている。
【０００４】サプレッションチェンバ６内にはプール水
８が貯溜されており、上部ドライウェル４および下部ド
ライウェル５は、ベント管９と、その先端の吐出管10に
よりプール水８を介して連通されている。
８が貯溜されており、上部ドライウェル４および下部ド
ライウェル５は、ベント管９と、その先端の吐出管10に
よりプール水８を介して連通されている。
【０００５】この原子炉格納容器１において、万一、原
子炉圧力容器２に接続する配管11が何らかの理由により
破断し、原子炉圧力容器２内の冷却材が流出するという
冷却材喪失事故が発生した場合には、図５の縦断面図に
示すように、高温度の蒸気と水の混合物が上部ドライウ
ェル４と下部ドライウェル５中に放出されて、上部ドラ
イウェル４と下部ドライウェル５内部の圧力および温度
が上昇する。
子炉圧力容器２に接続する配管11が何らかの理由により
破断し、原子炉圧力容器２内の冷却材が流出するという
冷却材喪失事故が発生した場合には、図５の縦断面図に
示すように、高温度の蒸気と水の混合物が上部ドライウ
ェル４と下部ドライウェル５中に放出されて、上部ドラ
イウェル４と下部ドライウェル５内部の圧力および温度
が上昇する。
【０００６】これに伴い、ベント管９中のプール水８の
一部はサプレッションチェンバ６のプール水８中に吐出
管10を通して押し出され、続いて上部ドライウェル４お
よび下部ドライウェル５の雰囲気ガスがベント管９、吐
出管10を通してプール水８中に導かれ、蒸気はプール水
８中で凝縮される。
一部はサプレッションチェンバ６のプール水８中に吐出
管10を通して押し出され、続いて上部ドライウェル４お
よび下部ドライウェル５の雰囲気ガスがベント管９、吐
出管10を通してプール水８中に導かれ、蒸気はプール水
８中で凝縮される。
【０００７】この機能により原子炉格納容器１の内部圧
力上昇は抑制され、従って原子炉格納容器１の健全性が
維持されると共に、原子炉圧力容器２から放出される可
能性のある放射性物質は原子炉格納容器１により適切に
遮封することができる。
力上昇は抑制され、従って原子炉格納容器１の健全性が
維持されると共に、原子炉圧力容器２から放出される可
能性のある放射性物質は原子炉格納容器１により適切に
遮封することができる。
【０００８】
【発明が解決しようとする課題】沸騰水型原子力発電プ
ラントにおいては、万一、冷却材喪失事故等が発生して
も、種々な非常用炉心冷却設備等が設けられており、原
子炉を冷温停止状態に移行させて、安全に維持すること
が可能な様に設計されている。
ラントにおいては、万一、冷却材喪失事故等が発生して
も、種々な非常用炉心冷却設備等が設けられており、原
子炉を冷温停止状態に移行させて、安全に維持すること
が可能な様に設計されている。
【０００９】しかしながら、1979年に米国で発生したス
リー・マイル島原子力発電所の第２号機における事故の
場合の様に、前述したような冷却材喪失事故に、さらに
設備の故障および運転員の誤操作等が重なると、原子炉
は冷却されず、遂には溶融する事態となり、最悪の場合
には図６の縦断面図に示すように、溶融した炉心物質12
が原子炉圧力容器２の底部２ａを溶融貫通し、下部ドラ
イウェル５の底部に落下する可能性がある。
リー・マイル島原子力発電所の第２号機における事故の
場合の様に、前述したような冷却材喪失事故に、さらに
設備の故障および運転員の誤操作等が重なると、原子炉
は冷却されず、遂には溶融する事態となり、最悪の場合
には図６の縦断面図に示すように、溶融した炉心物質12
が原子炉圧力容器２の底部２ａを溶融貫通し、下部ドラ
イウェル５の底部に落下する可能性がある。
【００１０】この時に、高温度の溶融した炉心物質12は
原子炉格納容器１の図示しない鋼製ライナを溶かし、基
礎盤７のコンクリートと発熱、化学反応を生じて、大量
の非凝縮性ガスを発生することが知られている。従っ
て、この非凝縮性ガスの圧力、および温度のために、原
子炉格納容器１が破損する可能性がある。
原子炉格納容器１の図示しない鋼製ライナを溶かし、基
礎盤７のコンクリートと発熱、化学反応を生じて、大量
の非凝縮性ガスを発生することが知られている。従っ
て、この非凝縮性ガスの圧力、および温度のために、原
子炉格納容器１が破損する可能性がある。
【００１１】このような原子炉が溶融する確率、さらに
は原子炉格納容器１が破損する確率は極めて小さいもの
ではあるが、一旦発生すると、その事象の環境に与える
影響は極めて大きいことが予測され、原子力発電の安全
利用のためには、このような原子力発電プラントが持つ
リスクをさらに低減することが要望されている。
は原子炉格納容器１が破損する確率は極めて小さいもの
ではあるが、一旦発生すると、その事象の環境に与える
影響は極めて大きいことが予測され、原子力発電の安全
利用のためには、このような原子力発電プラントが持つ
リスクをさらに低減することが要望されている。
【００１２】本発明の目的とするところは、溶融した炉
心物質を下部ドライウェル底部でプール水により冷却し
て、原子炉格納容器内部の極度の圧力および温度の上昇
を抑制し、破損を防止した原子炉格納容器を提供するこ
とにある。
心物質を下部ドライウェル底部でプール水により冷却し
て、原子炉格納容器内部の極度の圧力および温度の上昇
を抑制し、破損を防止した原子炉格納容器を提供するこ
とにある。
【００１３】
【課題を解決するための手段】原子炉圧力容器を内包す
るドライウェルとプール水を貯溜するサプレッションチ
ェンバおよび前記ドライウェルとサプレッションチェン
バとを連通するベント管よりなる原子炉格納容器におい
て、原子炉圧力容器下部のドライウェル底面を隔離金属
板で構成すると共に、サプレッションチェンバにおける
プール水の水位より低位置とし、その下部がサプレッシ
ョンチェンバと連通してプール水を満たしたことを特徴
とする。
るドライウェルとプール水を貯溜するサプレッションチ
ェンバおよび前記ドライウェルとサプレッションチェン
バとを連通するベント管よりなる原子炉格納容器におい
て、原子炉圧力容器下部のドライウェル底面を隔離金属
板で構成すると共に、サプレッションチェンバにおける
プール水の水位より低位置とし、その下部がサプレッシ
ョンチェンバと連通してプール水を満たしたことを特徴
とする。
【００１４】
【作用】苛酷事故が発生して溶融した炉心物質がドライ
ウェル底部に落下すると、これをプール水で冷却された
隔離金属板により冷却する。発生した蒸気はドライウェ
ルからベント管を介してサプレッションチェンバ内のプ
ール水に導いて冷却、凝縮し、原子炉格納容器内の圧力
上昇を抑制する。
ウェル底部に落下すると、これをプール水で冷却された
隔離金属板により冷却する。発生した蒸気はドライウェ
ルからベント管を介してサプレッションチェンバ内のプ
ール水に導いて冷却、凝縮し、原子炉格納容器内の圧力
上昇を抑制する。
【００１５】さらに、溶融した炉心物質により前記隔離
金属板が溶融貫通した場合には、炉心物質は隔離金属板
の下に落下するが、プール水がサプレッションチェンバ
よりドライウェル内に侵入して、炉心物質を水没して直
接冷却する。これにより炉心物質は冷却され、コンクリ
ートとの発熱反応および非凝縮性ガスの発生はない。ま
たドライウェル内の蒸気は、ベント管を介してサプレッ
ションチェンバ内のプール水により凝縮されるので、原
子炉格納容器内の圧力上昇は抑制され、破損は防止され
る。
金属板が溶融貫通した場合には、炉心物質は隔離金属板
の下に落下するが、プール水がサプレッションチェンバ
よりドライウェル内に侵入して、炉心物質を水没して直
接冷却する。これにより炉心物質は冷却され、コンクリ
ートとの発熱反応および非凝縮性ガスの発生はない。ま
たドライウェル内の蒸気は、ベント管を介してサプレッ
ションチェンバ内のプール水により凝縮されるので、原
子炉格納容器内の圧力上昇は抑制され、破損は防止され
る。
【００１６】
【実施例】本発明の一実施例を図面を参照して説明す
る。なお上記した従来技術と同じ構成部分には同一符号
を付して詳細な説明を省略する。
る。なお上記した従来技術と同じ構成部分には同一符号
を付して詳細な説明を省略する。
【００１７】図１の縦断面図に示すように原子炉格納容
器20は、図示しない鋼製ライナを内張りした円筒型の鉄
筋コンクリート造りであり、中央には原子炉圧力容器２
を設置して上下をダイヤフラムフロア３で仕切り、上部
を上部ドライウェル４とし、下部中央部を下部ドライウ
ェル５、その周囲を円筒状のサプレッションチェンバ６
として基礎盤７上に構築されている。
器20は、図示しない鋼製ライナを内張りした円筒型の鉄
筋コンクリート造りであり、中央には原子炉圧力容器２
を設置して上下をダイヤフラムフロア３で仕切り、上部
を上部ドライウェル４とし、下部中央部を下部ドライウ
ェル５、その周囲を円筒状のサプレッションチェンバ６
として基礎盤７上に構築されている。
【００１８】またサプレッションチェンバ６内にはプー
ル水８が貯溜されており、上部ドライウェル４および下
部ドライウェル５とサプレッションチェンバ６は、ベン
ト管９と、その先端の吐出管10を経由し、プール水８を
介して連通されている。
ル水８が貯溜されており、上部ドライウェル４および下
部ドライウェル５とサプレッションチェンバ６は、ベン
ト管９と、その先端の吐出管10を経由し、プール水８を
介して連通されている。
【００１９】さらに、下部ドライウェル５の底部は、サ
プレッションチェンバ６の底面より上でサプレッション
チェンバ６内のプール水８の水位より下に位置して隔離
金属板21で封止して形成されている。また、この隔離金
属板21の下部は、ベント管９と連通管22によりサプレッ
ションチェンバ６と連通しており、この連通管22は前記
吐出管10より低い位置に設けられている。従って、下部
ドライウェル５底部の隔離金属板21の下部はサプレッシ
ョンチェンバ６と連通したプール水８が満たされて構成
されている。
プレッションチェンバ６の底面より上でサプレッション
チェンバ６内のプール水８の水位より下に位置して隔離
金属板21で封止して形成されている。また、この隔離金
属板21の下部は、ベント管９と連通管22によりサプレッ
ションチェンバ６と連通しており、この連通管22は前記
吐出管10より低い位置に設けられている。従って、下部
ドライウェル５底部の隔離金属板21の下部はサプレッシ
ョンチェンバ６と連通したプール水８が満たされて構成
されている。
【００２０】なお、前記サプレッションチェンバ６内の
プール水８の水位と、隔離金属板21の位置の関係は、こ
の隔離金属板21が溶融した炉心物質12により溶融貫通し
てサプレッションチェンバ６と連通した際に、サプレッ
ションチェンバ６に貯溜されているプール水８が下部ド
ライウェル５に侵入して共通した水位となり、前記溶融
した炉心物質12を十分に水没する水位が確保されるよう
に、サプレッションチェンバ６におけるプール水８体積
と下部ドライウェル５容積から設計する。次に上記構成
による作用について説明する。
プール水８の水位と、隔離金属板21の位置の関係は、こ
の隔離金属板21が溶融した炉心物質12により溶融貫通し
てサプレッションチェンバ６と連通した際に、サプレッ
ションチェンバ６に貯溜されているプール水８が下部ド
ライウェル５に侵入して共通した水位となり、前記溶融
した炉心物質12を十分に水没する水位が確保されるよう
に、サプレッションチェンバ６におけるプール水８体積
と下部ドライウェル５容積から設計する。次に上記構成
による作用について説明する。
【００２１】万一、原子炉圧力容器２に接続する配管11
が何らかの理由により破断し、原子炉圧力容器２内の冷
却材が流出するという冷却材喪失事故が発生した場合に
は、上記した従来の原子炉格納容器１の場合と同様に、
高温高圧の蒸気と水の混合物が上部ドライウェル４およ
び下部ドライウェル５中に放出されて、上部ドライウェ
ル４と下部ドライウェル５内部の圧力および温度が上昇
する。
が何らかの理由により破断し、原子炉圧力容器２内の冷
却材が流出するという冷却材喪失事故が発生した場合に
は、上記した従来の原子炉格納容器１の場合と同様に、
高温高圧の蒸気と水の混合物が上部ドライウェル４およ
び下部ドライウェル５中に放出されて、上部ドライウェ
ル４と下部ドライウェル５内部の圧力および温度が上昇
する。
【００２２】この圧力上昇により、ベント管９中のプー
ル水８の一部はサプレッションチェンバ６のプール水８
中に吐出管10を通して押し出され、続いて上部ドライウ
ェル４および下部ドライウェル５の雰囲気ガスが、プー
ル水８中に導かれ、プール水８中で冷却、凝縮される。
ル水８の一部はサプレッションチェンバ６のプール水８
中に吐出管10を通して押し出され、続いて上部ドライウ
ェル４および下部ドライウェル５の雰囲気ガスが、プー
ル水８中に導かれ、プール水８中で冷却、凝縮される。
【００２３】これにより原子炉格納容器20内部の圧力上
昇は抑制され、従って原子炉格納容器20の健全性が維持
されると共に、原子炉圧力容器２から放出される可能性
のある放射性物質は原子炉格納容器20により適切に遮封
することができる。
昇は抑制され、従って原子炉格納容器20の健全性が維持
されると共に、原子炉圧力容器２から放出される可能性
のある放射性物質は原子炉格納容器20により適切に遮封
することができる。
【００２４】しかし、この冷却材喪失事故が苛酷事故に
進展すると、溶融した炉心物質12が原子炉圧力容器２の
底部２ａを溶融、貫通して下部ドライウェル５の隔離金
属板12上に落下する。この溶融した炉心物質12はプール
水８で冷された隔離金属板２１で冷却されて固化する。
進展すると、溶融した炉心物質12が原子炉圧力容器２の
底部２ａを溶融、貫通して下部ドライウェル５の隔離金
属板12上に落下する。この溶融した炉心物質12はプール
水８で冷された隔離金属板２１で冷却されて固化する。
【００２５】しかしながら、炉心物質１２の量が多くて
隔離金属板21との接触による冷却では不十分であると、
図２の縦断面図に示すように隔離金属板12が溶融破損す
る。この場合には炉心物質12は隔離金属板12の下部のプ
ール水８中に落下する。この時にサプレッションチェン
バ６内のプール水８の一部は、サプレッションチェンバ
６内の水位と隔離金属板12の位置との水頭差から、下部
ドライウェル５内に押し込まれて同一水位となり、溶融
した炉心物質12はプール水８中に没してプール水８によ
り直接冷却される。溶融した炉心物質12がプール水８中
で冷却されると、下部ドライウェル５で局所的にプール
水８が沸騰し、蒸気が発生すると予測される。
隔離金属板21との接触による冷却では不十分であると、
図２の縦断面図に示すように隔離金属板12が溶融破損す
る。この場合には炉心物質12は隔離金属板12の下部のプ
ール水８中に落下する。この時にサプレッションチェン
バ６内のプール水８の一部は、サプレッションチェンバ
６内の水位と隔離金属板12の位置との水頭差から、下部
ドライウェル５内に押し込まれて同一水位となり、溶融
した炉心物質12はプール水８中に没してプール水８によ
り直接冷却される。溶融した炉心物質12がプール水８中
で冷却されると、下部ドライウェル５で局所的にプール
水８が沸騰し、蒸気が発生すると予測される。
【００２６】このプール水８の沸騰による蒸気発生のた
めに、下部ドライウェル５および上部ドライウェル４内
の圧力が上昇する。しかしながら、下部ドライウェル５
へのサプレッションチェンバ６からのプール水８の侵入
により、サプレッションチェンバ６内のプール水８の水
位は低下するが、ベント管９の先端の吐出管10が露出す
ることがないように、予め下部ドライウェル６の断面積
が設定されており、吐出管10はプール水８で水封された
ままである。
めに、下部ドライウェル５および上部ドライウェル４内
の圧力が上昇する。しかしながら、下部ドライウェル５
へのサプレッションチェンバ６からのプール水８の侵入
により、サプレッションチェンバ６内のプール水８の水
位は低下するが、ベント管９の先端の吐出管10が露出す
ることがないように、予め下部ドライウェル６の断面積
が設定されており、吐出管10はプール水８で水封された
ままである。
【００２７】従って、図３の縦断面図に示すように、上
部ドライウェル４および下部ドライウェル５の圧力上昇
によりベント管９、および下部ドライウェル５の水位が
押し下げられる。しかし、この場合においても隔離金属
板12の下部とサプレッションチェンバ６を連通する連通
管22が、ベント管９先端の吐出管10より低い位置に設け
られていることから、先にベント管９の水位が吐出管10
の位置に達し、下部ドライウェル５で発生した蒸気はサ
プレッションチェンバ６内のプール水８中に押し出され
て冷却、凝縮する。
部ドライウェル４および下部ドライウェル５の圧力上昇
によりベント管９、および下部ドライウェル５の水位が
押し下げられる。しかし、この場合においても隔離金属
板12の下部とサプレッションチェンバ６を連通する連通
管22が、ベント管９先端の吐出管10より低い位置に設け
られていることから、先にベント管９の水位が吐出管10
の位置に達し、下部ドライウェル５で発生した蒸気はサ
プレッションチェンバ６内のプール水８中に押し出され
て冷却、凝縮する。
【００２８】また、このために炉心物質12によるコンク
リートの発熱、化学反応は生じないので、非凝縮性ガス
の発生もなく、原子炉格納容器20内の圧力上昇は抑制さ
れるため原子炉格納容器20の破損は防止される。
リートの発熱、化学反応は生じないので、非凝縮性ガス
の発生もなく、原子炉格納容器20内の圧力上昇は抑制さ
れるため原子炉格納容器20の破損は防止される。
【００２９】すなわち、ベント管９の圧力低減機能は維
持され、同時に下部ドライウェル５での局部的な沸騰に
伴い炉心物質12から下部ドライウェル５の空間に放出さ
れた放射性物質は、サプレッションチェンバ６内のプー
ル水８でスクラビングの際に除去され、サプレッション
チェンバ６の空間部は清浄に保たれる。
持され、同時に下部ドライウェル５での局部的な沸騰に
伴い炉心物質12から下部ドライウェル５の空間に放出さ
れた放射性物質は、サプレッションチェンバ６内のプー
ル水８でスクラビングの際に除去され、サプレッション
チェンバ６の空間部は清浄に保たれる。
【００３０】なお、上記一実施例の実施態様項として
は、下部ドライウェル底部の隔離金属板の位置が、この
隔離金属板が貫通してサプレッションチェンバと連通し
た際にサプレッションチェンバに貯溜されているプール
水が下部ドライウェルに侵入して共通した水位となった
際に、前記溶融した炉心物質を十分に水没する水位を確
保するようなサプレッションチェンバのプール水体積に
対する下部ドライウェルのプール水排除容積とし、かつ
連通管の位置をベント管の吐出管より低く設けたことを
特徴とする。
は、下部ドライウェル底部の隔離金属板の位置が、この
隔離金属板が貫通してサプレッションチェンバと連通し
た際にサプレッションチェンバに貯溜されているプール
水が下部ドライウェルに侵入して共通した水位となった
際に、前記溶融した炉心物質を十分に水没する水位を確
保するようなサプレッションチェンバのプール水体積に
対する下部ドライウェルのプール水排除容積とし、かつ
連通管の位置をベント管の吐出管より低く設けたことを
特徴とする。
【００３１】
【発明の効果】以上本発明によれば、原子炉格納容器は
たとえ原子炉が溶融するような苛酷な事故が発生して
も、その溶融した炉心物質を容易に冷却、固化すると共
に、この時に発生する原子炉格納容器内部における極度
な圧力、温度の上昇を適切に抑制して、原子炉格納容器
の破損を防止できるので、炉心物質からの放射性物質の
外部環境への放出を防止して、原子力発電プラントにお
ける安全性と運転信頼性を向上する効果がある。
たとえ原子炉が溶融するような苛酷な事故が発生して
も、その溶融した炉心物質を容易に冷却、固化すると共
に、この時に発生する原子炉格納容器内部における極度
な圧力、温度の上昇を適切に抑制して、原子炉格納容器
の破損を防止できるので、炉心物質からの放射性物質の
外部環境への放出を防止して、原子力発電プラントにお
ける安全性と運転信頼性を向上する効果がある。
【図１】本発明の一実施例に係る原子炉格納容器の縦断
面図。
面図。
【図２】本発明の一実施例に係る説明のための縦断面
図。
図。
【図３】本発明の一実施例に係る説明のための他の縦断
面図。
面図。
【図４】従来の原子炉格納容器の断面図（図４（Ａ）は
縦断面図、図４（Ｂ）は図４（Ａ）のＢ−Ｂ矢視断面
図）。
縦断面図、図４（Ｂ）は図４（Ａ）のＢ−Ｂ矢視断面
図）。
【図５】従来の原子炉格納容器の説明のための縦断面
図。
図。
【図６】従来の原子炉格納容器の説明のための他の縦断
面図。
面図。
２…原子炉圧力容器、４…上部ドライウェル、５…下部
ドライウェル、６…サプレッションチェンバ、８…プー
ル水、９…ベント管、10…吐出管、12…溶融した炉心物
質、20…原子炉格納容器、21…隔離金属板、22…連通
管。
ドライウェル、６…サプレッションチェンバ、８…プー
ル水、９…ベント管、10…吐出管、12…溶融した炉心物
質、20…原子炉格納容器、21…隔離金属板、22…連通
管。
Claims (1)
- 【請求項１】 原子炉圧力容器を内包するドライウェル
とプール水を貯溜するサプレッションチェンバおよび前
記ドライウェルとサプレッションチェンバとを連通する
ベント管よりなる原子炉格納容器において、原子炉圧力
容器下部のドライウェル底面を隔離金属板で構成すると
共に、サプレッションチェンバにおけるプール水の水位
より低位置とし、その下部がサプレッションチェンバと
連通してプール水を満た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 |
|---|---|---|---|
| JP4147061A JPH05341081A (ja) | 1992-06-08 | 1992-06-08 | 原子炉格納容器 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4147061A JPH05341081A (ja) | 1992-06-08 | 1992-06-08 | 原子炉格納容器 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05341081A true JPH05341081A (ja) | 1993-12-24 |
Family
ID=15421610
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4147061A Pending JPH05341081A (ja) | 1992-06-08 | 1992-06-08 | 原子炉格納容器 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH05341081A (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 |
-
1992
- 1992-06-08 JP JP4147061A patent/JPH05341081A/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 |
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