JPH06214081A - 原子炉格納容器ベント装置 - Google Patents
原子炉格納容器ベント装置Info
- Publication number
- JPH06214081A JPH06214081A JP5005852A JP585293A JPH06214081A JP H06214081 A JPH06214081 A JP H06214081A JP 5005852 A JP5005852 A JP 5005852A JP 585293 A JP585293 A JP 585293A JP H06214081 A JPH06214081 A JP H06214081A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- water
- water supply
- scrubbing
- containment vessel
- supply tank
- 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
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】
【目的】駆動源に動的機器を使用しないで、信頼性を向
上させる。 【構成】原子炉格納容器17内のドライウェル18とウエッ
トウェル19とを第1の連絡配管3を介して気密容器1に
接続する。この気密容器1の気相部1aと給水タンク6
の頂部とを第2の連絡配管7で接続する。給水タンク6
の頂部に第3の連絡配管12と逃がし配管とを接続する。
第3の連絡配管12と連絡弁13を介してスクラビング用水
貯蔵タンク11に接続する。給水タンク6の下部と気密容
器1の下部とを給水弁10を介して接続する。気密容器1
の頂部には大気放出口5に連通する放出配管4を接続す
る。
上させる。 【構成】原子炉格納容器17内のドライウェル18とウエッ
トウェル19とを第1の連絡配管3を介して気密容器1に
接続する。この気密容器1の気相部1aと給水タンク6
の頂部とを第2の連絡配管7で接続する。給水タンク6
の頂部に第3の連絡配管12と逃がし配管とを接続する。
第3の連絡配管12と連絡弁13を介してスクラビング用水
貯蔵タンク11に接続する。給水タンク6の下部と気密容
器1の下部とを給水弁10を介して接続する。気密容器1
の頂部には大気放出口5に連通する放出配管4を接続す
る。
Description
【0001】
【産業上の利用分野】本発明は原子炉発電所に使用され
る重力落下方式でスクラビング用水を給水する原子炉格
納容器ベント装置に関する。
る重力落下方式でスクラビング用水を給水する原子炉格
納容器ベント装置に関する。
【0002】
【従来の技術】原子力発電所に用いられる原子炉格納容
器は、事故発生時に原子炉と外部の環境を隔離し、放射
能を有する核***生成物(以下、FPという)が原子炉
圧力容器外に放出された場合にも、FPの外部環境への
放出の障壁となり放射能が外部の環境に放出することを
防止する目的で設置されている。
器は、事故発生時に原子炉と外部の環境を隔離し、放射
能を有する核***生成物(以下、FPという)が原子炉
圧力容器外に放出された場合にも、FPの外部環境への
放出の障壁となり放射能が外部の環境に放出することを
防止する目的で設置されている。
【0003】図2に示したように原子炉建屋16に立設さ
れた沸騰水型原子炉(以下、BWRという)の原子炉格
納容器17は一般にドライウェル18とウエットウェル19の
2つのコンパートメントに分割されている。ドライウェ
ル18内には原子炉圧力容器20が収納され、ウエットウェ
ル19内には圧力抑制水21が貯蔵される。
れた沸騰水型原子炉(以下、BWRという)の原子炉格
納容器17は一般にドライウェル18とウエットウェル19の
2つのコンパートメントに分割されている。ドライウェ
ル18内には原子炉圧力容器20が収納され、ウエットウェ
ル19内には圧力抑制水21が貯蔵される。
【0004】原子炉圧力容器20に接続される配管(図示
せず)が破断し高温高圧の一次冷却水がドライウェル18
に放出される事故(以下、LOCAという)時には、ド
ライウェル18内の水蒸気を主成分とする雰囲気ガスがベ
ント管22を介して圧力抑制水21中に導かれ冷却凝縮さ
れ、原子炉格納容器17内の圧力上昇を抑制する構造とな
っている。
せず)が破断し高温高圧の一次冷却水がドライウェル18
に放出される事故(以下、LOCAという)時には、ド
ライウェル18内の水蒸気を主成分とする雰囲気ガスがベ
ント管22を介して圧力抑制水21中に導かれ冷却凝縮さ
れ、原子炉格納容器17内の圧力上昇を抑制する構造とな
っている。
【0005】また、LOCA時には喪失した一次冷却水
を補給するため非常用炉心冷却系(図示せず)が作動し
炉心冷却を確保すると同時に、圧力抑制水21からの除熱
を行うため崩壊熱除去系(図示せず)が作動され圧力抑
制水21の温度上昇が抑制される。
を補給するため非常用炉心冷却系(図示せず)が作動し
炉心冷却を確保すると同時に、圧力抑制水21からの除熱
を行うため崩壊熱除去系(図示せず)が作動され圧力抑
制水21の温度上昇が抑制される。
【0006】このような原子炉格納容器を有する原子力
発電所において、現実的にはあり得ないことであるが、
異常な事象が発生し原子炉圧力容器20内への冷却水補給
手段が常用および非常用ともに喪失し炉心冷却機能が完
全に喪失してしまう事故や、あるいは、原子炉格納容器
17からの除熱機能が完全に喪失してしまう事故(以下、
苛酷事故という)を想定し、それでも原子力発電所の安
全性が喪失しないように対策を実施することがあり得
る。
発電所において、現実的にはあり得ないことであるが、
異常な事象が発生し原子炉圧力容器20内への冷却水補給
手段が常用および非常用ともに喪失し炉心冷却機能が完
全に喪失してしまう事故や、あるいは、原子炉格納容器
17からの除熱機能が完全に喪失してしまう事故(以下、
苛酷事故という)を想定し、それでも原子力発電所の安
全性が喪失しないように対策を実施することがあり得
る。
【0007】苛酷事故の発生確率は極めて小さいことが
確率論的安全評価の結果わかっているが、FPを多量に
環境に放出するという結果の重要性に鑑み近年諸外国で
苛酷事故時の原子炉格納容器破損を防止する装置が検討
されている。
確率論的安全評価の結果わかっているが、FPを多量に
環境に放出するという結果の重要性に鑑み近年諸外国で
苛酷事故時の原子炉格納容器破損を防止する装置が検討
されている。
【0008】苛酷事故時の原子炉格納容器破損の防止対
策として、原子炉格納容器17が加圧破損する破損圧力ま
で到達する前にFP除去を施した原子炉格納容器17内の
雰囲気ガスを環境に放出し原子炉格納容器17の上昇を抑
える格納容器ベントが挙げられる。
策として、原子炉格納容器17が加圧破損する破損圧力ま
で到達する前にFP除去を施した原子炉格納容器17内の
雰囲気ガスを環境に放出し原子炉格納容器17の上昇を抑
える格納容器ベントが挙げられる。
【0009】格納容器ベントを行う格納容器ベント装置
のうち、FPを含む気体が液相を通過する際、気泡状と
なって液相中を上昇する過程でFPが除去されるいわゆ
るスクラビング効果によりFPを除去する方法を採用す
るものが例えば特開平3-077096号公報に開示されてい
る。
のうち、FPを含む気体が液相を通過する際、気泡状と
なって液相中を上昇する過程でFPが除去されるいわゆ
るスクラビング効果によりFPを除去する方法を採用す
るものが例えば特開平3-077096号公報に開示されてい
る。
【0010】すなわち、図2に示したようにドライウェ
ル18とウエットウェル19からそれぞれ吸入配管23とスク
ラビング配管25を連絡弁24とスクラビング弁26とを介し
て気密容器1内のスクラビング用水2に先端部が没する
連絡配管3に接続している。そして、連絡配管3に放出
配管4を接続し、この放出配管の上流側を大気放出口と
気密容器1内の気相部に接続している。
ル18とウエットウェル19からそれぞれ吸入配管23とスク
ラビング配管25を連絡弁24とスクラビング弁26とを介し
て気密容器1内のスクラビング用水2に先端部が没する
連絡配管3に接続している。そして、連絡配管3に放出
配管4を接続し、この放出配管の上流側を大気放出口と
気密容器1内の気相部に接続している。
【0011】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、原子炉
格納容器から格納容器ベント装置に導入される原子炉格
納容器内雰囲気ガスは高温であり、またガス中に含まれ
るFPの崩壊熱も発生する。スクラビング用の液体とし
ては水を主成分とするスクラビング用水2が使用される
が、原子炉格納容器内雰囲気ガスのスクラビング用水2
への熱供与によりスクラビング用水2の蒸発が起こり、
その減少は避けられない。
格納容器から格納容器ベント装置に導入される原子炉格
納容器内雰囲気ガスは高温であり、またガス中に含まれ
るFPの崩壊熱も発生する。スクラビング用の液体とし
ては水を主成分とするスクラビング用水2が使用される
が、原子炉格納容器内雰囲気ガスのスクラビング用水2
への熱供与によりスクラビング用水2の蒸発が起こり、
その減少は避けられない。
【0012】以上のようにスクラビング効果を利用した
FP除去方法を採用した格納容器ベント装置の場合、苛
酷事故時の使用に際して、スクラビング用水2の減少は
不可避である。
FP除去方法を採用した格納容器ベント装置の場合、苛
酷事故時の使用に際して、スクラビング用水2の減少は
不可避である。
【0013】ここで、使用中に外部からのスクラビング
用水を供給しないタイプの装置を仮定すると、スクラビ
ング用水の減少を考慮した上で装置の機能を保持しなけ
ればならず、そのため、装置の規模が膨大なものとな
り、コスト面および既設プラントの実情から判断すれば
非現実的である。
用水を供給しないタイプの装置を仮定すると、スクラビ
ング用水の減少を考慮した上で装置の機能を保持しなけ
ればならず、そのため、装置の規模が膨大なものとな
り、コスト面および既設プラントの実情から判断すれば
非現実的である。
【0014】したがって、使用中に外部からのスクラビ
ング用水2を供給するタイプの装置が現実的であるが、
苛酷事故時の使用を想定している装置であり、機能の重
要性を考えた場合、信頼性が高くなければならない。
ング用水2を供給するタイプの装置が現実的であるが、
苛酷事故時の使用を想定している装置であり、機能の重
要性を考えた場合、信頼性が高くなければならない。
【0015】動的機器はその故障率、および苛酷事故時
の全交流電源喪失等の事象の発生頻度を考慮すると、信
頼性が低い。よって、ポンプ等の動的機器を使用して格
納容器ベント装置へスクラビング用水を供給する方式で
は機能喪失の課題がある。
の全交流電源喪失等の事象の発生頻度を考慮すると、信
頼性が低い。よって、ポンプ等の動的機器を使用して格
納容器ベント装置へスクラビング用水を供給する方式で
は機能喪失の課題がある。
【0016】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、信頼性が高くかつその駆動に交流電源を必要
としない原子炉格納容器ベント装置を提供することにあ
る。
たもので、信頼性が高くかつその駆動に交流電源を必要
としない原子炉格納容器ベント装置を提供することにあ
る。
【0017】
【課題を解決するための手段】本発明は下部にスクラビ
ング用水を貯蔵した液相部を有する気密容器と、その液
相部液面よりも高い位置に設置され貯蔵した水の自重で
気密容器内に給水を行う給水タンクと、この給水タンク
よりも高い位置に設置され貯蔵水の水頭圧で給水タンク
に給水を行うスクラビング用水貯蔵タンクと、スクラビ
ング用水貯蔵タンク底部と給水タンク頂部を接続しスク
ラビング用水貯蔵タンクの水を給水タンクに導く連絡配
管と、この連絡配管に設置され常時は閉状態で給水タン
クへの給水時に開作動を行う連絡弁と、給水タンク頂部
に設置され給水タンクへの給水時に給水タンク内の雰囲
気を外部に解放するための逃がし配管と、この逃がし配
管に設置され常時は閉状態で給水タンクへの給水時に開
作動を行う開閉弁と、気密容器気相部と給水タンク頂部
を接続し気密容器内の雰囲気を給水タンク内上部に導く
連絡配管と、この連絡配管に設置され常時は閉状態で気
密容器内への給水時に開作動を行う連絡弁と、気密容器
液相部と給水タンク底部を接続し給水タンク内のスクラ
ビング用水を気密容器内に導く給水配管と、この給水配
管に設置され常時は閉状態で気密容器内への給水時に開
作動を行う給水弁とからなることを特徴とする。
ング用水を貯蔵した液相部を有する気密容器と、その液
相部液面よりも高い位置に設置され貯蔵した水の自重で
気密容器内に給水を行う給水タンクと、この給水タンク
よりも高い位置に設置され貯蔵水の水頭圧で給水タンク
に給水を行うスクラビング用水貯蔵タンクと、スクラビ
ング用水貯蔵タンク底部と給水タンク頂部を接続しスク
ラビング用水貯蔵タンクの水を給水タンクに導く連絡配
管と、この連絡配管に設置され常時は閉状態で給水タン
クへの給水時に開作動を行う連絡弁と、給水タンク頂部
に設置され給水タンクへの給水時に給水タンク内の雰囲
気を外部に解放するための逃がし配管と、この逃がし配
管に設置され常時は閉状態で給水タンクへの給水時に開
作動を行う開閉弁と、気密容器気相部と給水タンク頂部
を接続し気密容器内の雰囲気を給水タンク内上部に導く
連絡配管と、この連絡配管に設置され常時は閉状態で気
密容器内への給水時に開作動を行う連絡弁と、気密容器
液相部と給水タンク底部を接続し給水タンク内のスクラ
ビング用水を気密容器内に導く給水配管と、この給水配
管に設置され常時は閉状態で気密容器内への給水時に開
作動を行う給水弁とからなることを特徴とする。
【0018】
【作用】苛酷事故時に発生したFPを含む原子炉格納容
器内雰囲気ガスは第1の連絡配管を通して気密容器内の
スクラビング用水中に導入され、スクラビング用水を通
過する。
器内雰囲気ガスは第1の連絡配管を通して気密容器内の
スクラビング用水中に導入され、スクラビング用水を通
過する。
【0019】この気体が気泡状となって水中を上昇する
過程でスクラビング効果によりFPが除去されるが、気
体の高温度とFPの崩壊熱によるスクラビング用水への
熱供与によりスクラビング用水の一部は蒸発し、気密容
器内のスクラビング用水は減少する。このスクラビング
用水の減少により、スクラビング効果に有為な低下が確
認された時点でスクラビング用水の給水を行うこととな
る。
過程でスクラビング効果によりFPが除去されるが、気
体の高温度とFPの崩壊熱によるスクラビング用水への
熱供与によりスクラビング用水の一部は蒸発し、気密容
器内のスクラビング用水は減少する。このスクラビング
用水の減少により、スクラビング効果に有為な低下が確
認された時点でスクラビング用水の給水を行うこととな
る。
【0020】本発明においては、原子炉格納容器ベント
装置の本体である気密容器内のスクラビング用水の液面
より高い位置に、気密容器内へスクラビング用水を給水
するための給水タンクが設置され、また、給水タンクよ
り高い位置に、給水タンクにスクラビング用水を給水す
るためのスクラビング用水貯蔵タンクが設置されてい
る。
装置の本体である気密容器内のスクラビング用水の液面
より高い位置に、気密容器内へスクラビング用水を給水
するための給水タンクが設置され、また、給水タンクよ
り高い位置に、給水タンクにスクラビング用水を給水す
るためのスクラビング用水貯蔵タンクが設置されてい
る。
【0021】気密容器の気相部と給水タンク頂部を接続
している第2の連絡配管に接続されてる連絡弁、および
気密容器内のスクラビング用水と給水タンク底部を接続
している給水配管に接続されている給水弁の開動作によ
り、給水タンク内の貯蔵水を、その液面にかかる圧力と
貯蔵水の自重により気密容器内に導入する。
している第2の連絡配管に接続されてる連絡弁、および
気密容器内のスクラビング用水と給水タンク底部を接続
している給水配管に接続されている給水弁の開動作によ
り、給水タンク内の貯蔵水を、その液面にかかる圧力と
貯蔵水の自重により気密容器内に導入する。
【0022】気密容器内への給水を終了した後、第2の
連絡配管の連絡弁および給水配管の給水弁の閉動作によ
り、気密容器と給水タンクを隔離する。この結果、気密
容器内にスクラビング用水が給水される。
連絡配管の連絡弁および給水配管の給水弁の閉動作によ
り、気密容器と給水タンクを隔離する。この結果、気密
容器内にスクラビング用水が給水される。
【0023】次に、給水タンク頂部に接続している逃が
し配管に設置されている開閉弁の開動作により、気密容
器の気相部と等圧である給水タンク内部の雰囲気を外部
に解放し、給水タンクとスクラビング用水貯蔵タンクを
接続している第3の連絡配管に接続されている連絡弁の
開動作により、スクラビング用水貯蔵タンクの貯蔵水
を、その水頭圧により第3の連絡配管を介して給水タン
クに導入する。
し配管に設置されている開閉弁の開動作により、気密容
器の気相部と等圧である給水タンク内部の雰囲気を外部
に解放し、給水タンクとスクラビング用水貯蔵タンクを
接続している第3の連絡配管に接続されている連絡弁の
開動作により、スクラビング用水貯蔵タンクの貯蔵水
を、その水頭圧により第3の連絡配管を介して給水タン
クに導入する。
【0024】給水タンクへの給水を終了した後、第2の
連絡配管の連絡弁と逃がし配管の開閉弁の閉動作によ
り、給水タンクとスクラビング用水貯蔵タンク、および
外部雰囲気を隔離する。この結果、給水タンクにスクラ
ビング用水が給水される。
連絡配管の連絡弁と逃がし配管の開閉弁の閉動作によ
り、給水タンクとスクラビング用水貯蔵タンク、および
外部雰囲気を隔離する。この結果、給水タンクにスクラ
ビング用水が給水される。
【0025】再び気密容器内への給水を行う場合には上
記の操作を繰り返す。このようにして、格納容器ベント
装置の機能保持のためのスクラビング用水の給水を、駆
動源として交流電源等を使用せず、かつ信頼性の高い方
法で行うことができる。
記の操作を繰り返す。このようにして、格納容器ベント
装置の機能保持のためのスクラビング用水の給水を、駆
動源として交流電源等を使用せず、かつ信頼性の高い方
法で行うことができる。
【0026】
【実施例】図1を参照しながら本発明に係る原子炉格納
容器ベント装置の一実施例を説明する。なお、図1中、
図2と同一部分には同一符号を付して重複する部分の説
明は省略する。したがって、図1における左側の原子炉
格納容器17内の説明は割愛する。
容器ベント装置の一実施例を説明する。なお、図1中、
図2と同一部分には同一符号を付して重複する部分の説
明は省略する。したがって、図1における左側の原子炉
格納容器17内の説明は割愛する。
【0027】すなわち、原子炉格納容器ベント装置の気
密容器1にはスクラビング用水2が収容され、原子炉格
納容器17内の雰囲気ガスをスクラビング用水2に導入す
るための第1の連絡配管3が接続されている。気密容器
1には気相部1aの気体を大気放出口5から外部の環境
に放出するための放出配管4が接続されている。
密容器1にはスクラビング用水2が収容され、原子炉格
納容器17内の雰囲気ガスをスクラビング用水2に導入す
るための第1の連絡配管3が接続されている。気密容器
1には気相部1aの気体を大気放出口5から外部の環境
に放出するための放出配管4が接続されている。
【0028】気密容器1の気相部1aの気体を給水タン
ク6に導くため、気密容器1の気相部1aと給水タンク
6の要部は第2の連絡配管7で接続されている。この第
2の連絡配管7には常時は閉状態で給水時に開動作させ
る連絡弁8が設置されている。また、給水タンク6内の
貯蔵水を気密容器1に導くため、気密容器1の気相部1
aと給水タンク6の底部は給水配管9で接続される。こ
の給水配管9には常時は閉状態で給水時に開動作させる
給水弁10が接続されている。
ク6に導くため、気密容器1の気相部1aと給水タンク
6の要部は第2の連絡配管7で接続されている。この第
2の連絡配管7には常時は閉状態で給水時に開動作させ
る連絡弁8が設置されている。また、給水タンク6内の
貯蔵水を気密容器1に導くため、気密容器1の気相部1
aと給水タンク6の底部は給水配管9で接続される。こ
の給水配管9には常時は閉状態で給水時に開動作させる
給水弁10が接続されている。
【0029】スクラビング用水貯蔵タンク11に貯蔵水を
給水タンク6に導くため、スクラビング用水貯蔵タンク
11の底部と給水タンク6の頂部は第3の連絡配管12で接
続されている。この第3の連絡配管12には常時は閉状態
で給水時に開動作させる連絡弁13が設置されている。給
水タンク6内部の雰囲気を外部に解放するため、給水タ
ンク6頂部には逃がし配管14が接続されている。この逃
がし配管14には常時は閉状態で給水時に開動作させる開
閉弁15が接続されている。
給水タンク6に導くため、スクラビング用水貯蔵タンク
11の底部と給水タンク6の頂部は第3の連絡配管12で接
続されている。この第3の連絡配管12には常時は閉状態
で給水時に開動作させる連絡弁13が設置されている。給
水タンク6内部の雰囲気を外部に解放するため、給水タ
ンク6頂部には逃がし配管14が接続されている。この逃
がし配管14には常時は閉状態で給水時に開動作させる開
閉弁15が接続されている。
【0030】給水タンク6は気密容器1のスクラビング
効果に有為な低下を及ぼすようなスクラビング用水2の
蒸発量に相当する量の供給水を貯蔵するものでなければ
ならず、その貯蔵水を完全に気密容器1に給水する必要
から、気密容器1のスクラビング用水2の液面よりも十
分に高い位置に設置されている。
効果に有為な低下を及ぼすようなスクラビング用水2の
蒸発量に相当する量の供給水を貯蔵するものでなければ
ならず、その貯蔵水を完全に気密容器1に給水する必要
から、気密容器1のスクラビング用水2の液面よりも十
分に高い位置に設置されている。
【0031】スクラビング用水貯蔵タンク11はその貯蔵
水の水頭圧により給水タンク6に給水するものであり、
その底部が給水タンク要部より高い位置になるように設
置される。
水の水頭圧により給水タンク6に給水するものであり、
その底部が給水タンク要部より高い位置になるように設
置される。
【0032】また、図中の各弁は全交流電源喪失事象時
にも機能し得るように、直流電動弁の使用、空気作動弁
の使用等を行う。
にも機能し得るように、直流電動弁の使用、空気作動弁
の使用等を行う。
【0033】
【発明の効果】本発明によれば、苛酷事故時に発生した
気体の原子炉格納容器ベント装置でのスクラビングによ
り蒸発減少したスクラビング用水の供給が自然に働く物
理作用のみで可能である。
気体の原子炉格納容器ベント装置でのスクラビングによ
り蒸発減少したスクラビング用水の供給が自然に働く物
理作用のみで可能である。
【0034】この結果、ポンプ等の動的機器を使用した
格納容器ベント装置へのスクラビング用水の供給方式と
比較して駆動源としての交流電源を必要とせず、かつ高
い信頼性を有することとなり、このスクラビング用水給
水装置を有する原子炉格納容器ベント装置の信頼性も向
上する。
格納容器ベント装置へのスクラビング用水の供給方式と
比較して駆動源としての交流電源を必要とせず、かつ高
い信頼性を有することとなり、このスクラビング用水給
水装置を有する原子炉格納容器ベント装置の信頼性も向
上する。
【図1】本発明に係る原子炉格納容器ベント装置の一実
施例を示す概略系統図。
施例を示す概略系統図。
【図2】従来の原子炉格納容器ベント装置を示す概略系
統図。
統図。
1…気密容器、1a…気相部、2…スクラビング用水、
3…第1の連絡配管、4…放出配管、5…大気放出口、
6…給水タンク、7…第2の連絡配管、8…連絡弁、9
…気密容器給水配管、10…給水弁、11…スクラビング用
水貯蔵タンク、12…第3の連絡配管、13…連絡弁、14…
逃がし配管、15…開閉弁、16…原子炉建屋、17…原子炉
格納容器、18…ドライウェル、19…ウエットウェル、20
…原子炉圧力容器、21…圧力抑制水、22…ベント管、23
…吸入配管、24…連絡弁、25…スクラビング配管、26…
スクラビング弁。
3…第1の連絡配管、4…放出配管、5…大気放出口、
6…給水タンク、7…第2の連絡配管、8…連絡弁、9
…気密容器給水配管、10…給水弁、11…スクラビング用
水貯蔵タンク、12…第3の連絡配管、13…連絡弁、14…
逃がし配管、15…開閉弁、16…原子炉建屋、17…原子炉
格納容器、18…ドライウェル、19…ウエットウェル、20
…原子炉圧力容器、21…圧力抑制水、22…ベント管、23
…吸入配管、24…連絡弁、25…スクラビング配管、26…
スクラビング弁。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.5 識別記号 庁内整理番号 FI 技術表示箇所 G21C 13/00
Claims (1)
- 【請求項1】 原子炉格納容器内のドライウェルとウエ
ットウェルとを接続する第1の連絡配管を介して接続さ
れたスクラビング用水を収容する気密容器と、この気密
容器の気相部から第2の連絡配管を介してその頂部に接
続された給水タンクと、この給水タンクに第3の連絡配
管を介して該給水タンクよりも高い位置に設けられて接
続されたスクラビング用水貯蔵タンクと、前記気密タン
クに接続された放出配管と、前記気密容器の下部と給水
タンクの下部との間に接続された給水配管と、前記給水
タンクの頂部に接続された逃がし配管と、前記各々の配
管に設けられた弁とを具備したことを特徴とする原子炉
格納容器ベント装置。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP5005852A JPH06214081A (ja) | 1993-01-18 | 1993-01-18 | 原子炉格納容器ベント装置 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP5005852A JPH06214081A (ja) | 1993-01-18 | 1993-01-18 | 原子炉格納容器ベント装置 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH06214081A true JPH06214081A (ja) | 1994-08-05 |
Family
ID=11622526
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP5005852A Pending JPH06214081A (ja) | 1993-01-18 | 1993-01-18 | 原子炉格納容器ベント装置 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPH06214081A (ja) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE102013205524A1 (de) * | 2013-03-27 | 2014-10-02 | Areva Gmbh | Ventingsystem für das Containment einer kerntechnischen Anlage |
JP2015175775A (ja) * | 2014-03-17 | 2015-10-05 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉格納容器用pH調整システム |
JP2018136172A (ja) * | 2017-02-21 | 2018-08-30 | 株式会社東芝 | 非常用炉心冷却系およびそれを用いた沸騰水型原子力プラント |
-
1993
- 1993-01-18 JP JP5005852A patent/JPH06214081A/ja active Pending
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE102013205524A1 (de) * | 2013-03-27 | 2014-10-02 | Areva Gmbh | Ventingsystem für das Containment einer kerntechnischen Anlage |
US10438706B2 (en) | 2013-03-27 | 2019-10-08 | Framatome Gmbh | Venting system for the containment of a nuclear plant and method of operating the venting system |
JP2015175775A (ja) * | 2014-03-17 | 2015-10-05 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉格納容器用pH調整システム |
JP2018136172A (ja) * | 2017-02-21 | 2018-08-30 | 株式会社東芝 | 非常用炉心冷却系およびそれを用いた沸騰水型原子力プラント |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
EP0389231B1 (en) | Containment heat removal system | |
US3865688A (en) | Passive containment system | |
EP0418701B1 (en) | Reactor core decay heat removing system in a pressurized water reactor | |
EP2839480B1 (en) | Defense in depth safety paradigm for nuclear reactor | |
WO2002073625A2 (en) | Integral pwr with diverse emergency cooling and method of operating same | |
JP2018136172A (ja) | 非常用炉心冷却系およびそれを用いた沸騰水型原子力プラント | |
EP2019393B1 (en) | Boiling water reactor with an emergency core cooling system | |
CN109243634A (zh) | 反应堆安全*** | |
JPH05307094A (ja) | 沸騰水型原子炉の原子炉冷却系 | |
US3910817A (en) | Method and apparatus for removing radioactive gases from a nuclear reactor | |
JPH06214081A (ja) | 原子炉格納容器ベント装置 | |
KR20060020756A (ko) | 다양한 비상냉각설비를 갖춘 일체형 가압 경수로 및 그운전방법 | |
JPH0498198A (ja) | 原子力プラントの炉心冷却設備 | |
JP2548838B2 (ja) | 加圧水型原子炉の炉心崩壊熱除去装置 | |
JP2772053B2 (ja) | 原子炉格納容器のベント装置及び内圧低減方法 | |
JPS5860293A (ja) | 非常用炉心冷却装置 | |
JPS6375691A (ja) | 自然循環型原子炉 | |
EP0139527A1 (en) | Nuclear reactor loss of coolant protection system | |
JPH05215886A (ja) | 非常用炉心冷却系 | |
JPH08211184A (ja) | 原子炉格納設備およびその可燃性ガス濃度の制御方法 | |
JP3449583B2 (ja) | 復水貯蔵設備 | |
JPH09159782A (ja) | 原子炉格納容器 | |
Matsunaga | Sato et al. | |
JPS62237395A (ja) | 非常用炉心冷却装置 | |
JP2685902B2 (ja) | 原子炉格納容器 |