JPH09119995A - 原子炉プラント - Google Patents
原子炉プラントInfo
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- JPH09119995A JPH09119995A JP7278612A JP27861295A JPH09119995A JP H09119995 A JPH09119995 A JP H09119995A JP 7278612 A JP7278612 A JP 7278612A JP 27861295 A JP27861295 A JP 27861295A JP H09119995 A JPH09119995 A JP H09119995A
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- skirt
- vessel
- reactor pressure
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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】
【課題】冷却材喪失事故時で非常用炉心冷却系が作動し
ないときに原子炉圧力容器を冷却する。 【解決手段】スプレイ配管１５が、原子炉圧力容器１の
スカート４内に設けられる。スカート４の一部に連通口
１８が設けられ、連通口１８を開閉する蓋１９がスカー
ト４に回転可能に取り付けられる。スプレイ配管１５か
ら噴出された一部の冷却水流は、蓋１９を外側に押し開
く。他の冷却水は、原子炉圧力容器１の下鏡部に当た
り、下鏡部を冷却する。 【効果】冷却材喪失事故が生じて非常用炉心冷却系が異
常で作動しない状態で、高温になりやすい原子炉圧力容
器１の下鏡部の冷却が可能になる。このとき、蓋１９が
開くので、発生する蒸気が連通口１８を通ってスカート
４の外部に放出され、下鏡部の除熱を効率が向上する。
ないときに原子炉圧力容器を冷却する。 【解決手段】スプレイ配管１５が、原子炉圧力容器１の
スカート４内に設けられる。スカート４の一部に連通口
１８が設けられ、連通口１８を開閉する蓋１９がスカー
ト４に回転可能に取り付けられる。スプレイ配管１５か
ら噴出された一部の冷却水流は、蓋１９を外側に押し開
く。他の冷却水は、原子炉圧力容器１の下鏡部に当た
り、下鏡部を冷却する。 【効果】冷却材喪失事故が生じて非常用炉心冷却系が異
常で作動しない状態で、高温になりやすい原子炉圧力容
器１の下鏡部の冷却が可能になる。このとき、蓋１９が
開くので、発生する蒸気が連通口１８を通ってスカート
４の外部に放出され、下鏡部の除熱を効率が向上する。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉プラントに
係り、特に沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器の冷却に好
適な原子炉冷却設備を備えた原子炉プラントに関する。
係り、特に沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器の冷却に好
適な原子炉冷却設備を備えた原子炉プラントに関する。
【０００２】
【従来の技術】沸騰水型原子炉の格納容器内の雰囲気
は、原子炉の通常運転中、格納容器換気空調系により冷
却され、格納容器内の温度上昇を抑制している。格納容
器空調系は、主要構成として、格納容器内のガスを冷却
する冷却器と、この冷却器に格納容器内のガスを供給す
るファンを備える。
は、原子炉の通常運転中、格納容器換気空調系により冷
却され、格納容器内の温度上昇を抑制している。格納容
器空調系は、主要構成として、格納容器内のガスを冷却
する冷却器と、この冷却器に格納容器内のガスを供給す
るファンを備える。
【０００３】従来の格納容器換気空調系は、特開平5−3
5835号公報に記載されているように、原子炉圧力容器を
取り囲む原子炉遮蔽壁，原子炉圧力容器下部ペデスタル
キャビティ（以下、ペデスタルという）の側面部、及び
原子炉圧力容器を支持するスカート部にそれぞれ連通口
を設け、格納容器内上部に１台の冷却器を設けた構成を
有する。
5835号公報に記載されているように、原子炉圧力容器を
取り囲む原子炉遮蔽壁，原子炉圧力容器下部ペデスタル
キャビティ（以下、ペデスタルという）の側面部、及び
原子炉圧力容器を支持するスカート部にそれぞれ連通口
を設け、格納容器内上部に１台の冷却器を設けた構成を
有する。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】従来の格納容器空調系
は、冷却器により原子炉通常運転中における格納容器内
の温度の制御を行っている。しかし、この空調系は、原
子炉圧力容器へ気温が異常に上昇するような事象におい
て、原子炉圧力容器内及び格納容器内を冷却することは
していない。格納容器内の圧力が異常に上昇し格納容器
換気空調系が使用できない事象（例えば、格納容器内の
圧力が空調系のファンの定格吐出圧力以上になる事象）
においては、ファンによる格納容器内のガスが冷却器に
供給される機能が低下し、冷却機能も低下する。
は、冷却器により原子炉通常運転中における格納容器内
の温度の制御を行っている。しかし、この空調系は、原
子炉圧力容器へ気温が異常に上昇するような事象におい
て、原子炉圧力容器内及び格納容器内を冷却することは
していない。格納容器内の圧力が異常に上昇し格納容器
換気空調系が使用できない事象（例えば、格納容器内の
圧力が空調系のファンの定格吐出圧力以上になる事象）
においては、ファンによる格納容器内のガスが冷却器に
供給される機能が低下し、冷却機能も低下する。
【０００５】本発明の目的は、冷却材喪失事故が生じて
非常用炉心冷却系が異常で作動しない状態でも原子炉容
器の冷却が可能な原子炉プラントを提供することにあ
る。
非常用炉心冷却系が異常で作動しない状態でも原子炉容
器の冷却が可能な原子炉プラントを提供することにあ
る。
【０００６】本発明の他の目的は、原子炉容器の除熱を
効率良く行える原子炉プラントを提供することにある。
効率良く行える原子炉プラントを提供することにある。
【０００７】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成する本発
明の特徴は、格納容器内に配置され環状のスカートを介
してペデスタルに設置された原子炉容器と、前記原子炉
容器の周囲を取り囲むように設けられた保温材と、前記
スカート内に設けられ前記原子炉容器の外壁面に冷却水
をスプレイするスプレイ手段とを備えたことにある。
明の特徴は、格納容器内に配置され環状のスカートを介
してペデスタルに設置された原子炉容器と、前記原子炉
容器の周囲を取り囲むように設けられた保温材と、前記
スカート内に設けられ前記原子炉容器の外壁面に冷却水
をスプレイするスプレイ手段とを備えたことにある。
【０００８】上記のスプレイ手段を設けることにより、
原子炉容器の下部、特にスカート内での原子炉容器の下
鏡部の冷却が可能になる。これは、冷却材喪失事故が生
じて非常用炉心冷却系が異常で作動しない状態で、高温
になりやすい原子炉容器の下鏡部の冷却を行えることに
なる。
原子炉容器の下部、特にスカート内での原子炉容器の下
鏡部の冷却が可能になる。これは、冷却材喪失事故が生
じて非常用炉心冷却系が異常で作動しない状態で、高温
になりやすい原子炉容器の下鏡部の冷却を行えることに
なる。
【０００９】上記他の目的を達成する本発明の特徴は、
格納容器内に配置され環状のスカートを介してペデスタ
ルに設置された原子炉容器と、前記原子炉容器の周囲を
取り囲むように設けられた保温材と、前記スカート内に
設けられ前記原子炉容器の外壁面に冷却水をスプレイす
るスプレイ手段とを備え、前記スカートの一部に連通口
を設け、この連通口を開閉する蓋を、スカートに回転可
能に設け、前記蓋に向かってジェットを噴射する手段を
スプレイ手段に設けたことにある。
格納容器内に配置され環状のスカートを介してペデスタ
ルに設置された原子炉容器と、前記原子炉容器の周囲を
取り囲むように設けられた保温材と、前記スカート内に
設けられ前記原子炉容器の外壁面に冷却水をスプレイす
るスプレイ手段とを備え、前記スカートの一部に連通口
を設け、この連通口を開閉する蓋を、スカートに回転可
能に設け、前記蓋に向かってジェットを噴射する手段を
スプレイ手段に設けたことにある。
【００１０】スプレイ手段に設けられた上記ジェット噴
射手段から噴射されたジェット流が、スカートに回転可
能に設けられた蓋に当たることにより、蓋が開き、スプ
レイ手段から噴出した冷却水が原子炉容器に当たること
によって発生する蒸気がスカートの連通口を通ってスカ
ートの外部に放出される。このようなスカート内で発生
する蒸気の外部への放出により、スカート内で熱がこも
ることがなく、スプレイ手段による原子炉容器の除熱を
効率良く行うことができる。
射手段から噴射されたジェット流が、スカートに回転可
能に設けられた蓋に当たることにより、蓋が開き、スプ
レイ手段から噴出した冷却水が原子炉容器に当たること
によって発生する蒸気がスカートの連通口を通ってスカ
ートの外部に放出される。このようなスカート内で発生
する蒸気の外部への放出により、スカート内で熱がこも
ることがなく、スプレイ手段による原子炉容器の除熱を
効率良く行うことができる。
【００１１】
【発明の実施の形態】沸騰水型原子炉に適用した本発明
の好適な一実施例である原子炉プラントを図１，図２，
図３及び図４に基づいて以下に説明する。本実施例の原
子力プラントは、後述する原子炉冷却設備を備える。
の好適な一実施例である原子炉プラントを図１，図２，
図３及び図４に基づいて以下に説明する。本実施例の原
子力プラントは、後述する原子炉冷却設備を備える。
【００１２】原子炉圧力容器１は、格納容器５内のドラ
イウエル４２に配置される。この原子炉圧力容器１は、
原子炉圧力容器１の下部に設けられたスカート４によっ
てペデスタル４０上に据え付けられる。スカート４は、
環状の形状を有する。円筒状の原子炉遮蔽壁３が、ペデ
スタル４０上に設置され、原子炉圧力容器１を取り囲
む。保温材２は、原子炉遮蔽壁３の内側に配置され、原
子炉圧力容器１の全周囲を取り囲んでいる。スカート４
内の空間４３は、原子炉圧力容器１及び下端部に位置す
る保温材２によって囲まれた実質的に密封された空間で
ある。原子炉圧力容器１の下鏡に設けられた制御棒駆動
装置ハウジング２０は、下端部に位置する保温材２を貫
通して下方に伸びている。プール水３２が充填された圧
力抑制室４１が、ドライウエル４２より下方の格納容器
５内に設けられる。格納容器５内に水を噴射するスプレ
イノズル２４が、ドライウエル４２に設置される。
イウエル４２に配置される。この原子炉圧力容器１は、
原子炉圧力容器１の下部に設けられたスカート４によっ
てペデスタル４０上に据え付けられる。スカート４は、
環状の形状を有する。円筒状の原子炉遮蔽壁３が、ペデ
スタル４０上に設置され、原子炉圧力容器１を取り囲
む。保温材２は、原子炉遮蔽壁３の内側に配置され、原
子炉圧力容器１の全周囲を取り囲んでいる。スカート４
内の空間４３は、原子炉圧力容器１及び下端部に位置す
る保温材２によって囲まれた実質的に密封された空間で
ある。原子炉圧力容器１の下鏡に設けられた制御棒駆動
装置ハウジング２０は、下端部に位置する保温材２を貫
通して下方に伸びている。プール水３２が充填された圧
力抑制室４１が、ドライウエル４２より下方の格納容器
５内に設けられる。格納容器５内に水を噴射するスプレ
イノズル２４が、ドライウエル４２に設置される。
【００１３】原子炉冷却設備は、制御装置１１，ポンプ
１２及びスプレイ配管１５を備える。スプレイ配管１５
は、空間４３内に配置され、原子炉圧力容器１の下端部
に取り付けられる。スプレイ配管１５は、配管１６によ
って水が充填されたタンク１４に接続される。ポンプ１
２及び弁１３が、配管１６に設けられる。水位計６が、
原子炉圧力容器１に設けられる。温度計７が、空間４３
内で原子炉圧力容器１の外面に取り付けられる。ガンマ
ー線モニタ８が、ドライウエル４２に設けられる。９は
可燃性ガス検出器であり、１０は操作盤（図示せず）に
設けられた押しボタンであり、１１は制御装置である。
連通口１８が、スカート４に設けられる。連通口１８は
複数設けてもよい。連通口１８を開閉する蓋１９が、ス
カート４に開閉可能に取り付けられる。蓋１９の原子炉
遮蔽壁３側には、保温材２が設置される。蓋１９は、原
子炉の通常運転中には保温の機能を発揮させるために閉
じている。
１２及びスプレイ配管１５を備える。スプレイ配管１５
は、空間４３内に配置され、原子炉圧力容器１の下端部
に取り付けられる。スプレイ配管１５は、配管１６によ
って水が充填されたタンク１４に接続される。ポンプ１
２及び弁１３が、配管１６に設けられる。水位計６が、
原子炉圧力容器１に設けられる。温度計７が、空間４３
内で原子炉圧力容器１の外面に取り付けられる。ガンマ
ー線モニタ８が、ドライウエル４２に設けられる。９は
可燃性ガス検出器であり、１０は操作盤（図示せず）に
設けられた押しボタンであり、１１は制御装置である。
連通口１８が、スカート４に設けられる。連通口１８は
複数設けてもよい。連通口１８を開閉する蓋１９が、ス
カート４に開閉可能に取り付けられる。蓋１９の原子炉
遮蔽壁３側には、保温材２が設置される。蓋１９は、原
子炉の通常運転中には保温の機能を発揮させるために閉
じている。
【００１４】スプレイ配管１５の詳細構造を図２及び図
３を用いて以下に述べる。スプレイ配管１５は、環状配
管４４，環状配管４４の内側に接続され制御棒駆動装置
ハウジング２０の間に配置される短尺管２１を有する。
短尺管２１は、原子炉圧力容器１に向かって伸びてお
り、先端に開口４５を有する。ノズル２２が、原子炉圧
力容器１に向かって環状配管４４の内側に設けられる。
ノズル２３は、短尺管２１の上部に設けられ、原子炉圧
力容器１に向いている。ノズル１７は、蓋１２に対向し
環状配管４４の外側に設けられる。
３を用いて以下に述べる。スプレイ配管１５は、環状配
管４４，環状配管４４の内側に接続され制御棒駆動装置
ハウジング２０の間に配置される短尺管２１を有する。
短尺管２１は、原子炉圧力容器１に向かって伸びてお
り、先端に開口４５を有する。ノズル２２が、原子炉圧
力容器１に向かって環状配管４４の内側に設けられる。
ノズル２３は、短尺管２１の上部に設けられ、原子炉圧
力容器１に向いている。ノズル１７は、蓋１２に対向し
環状配管４４の外側に設けられる。
【００１５】沸騰水型原子炉において、炉心冷却が不十
分になる場合を想定する。例えば、原子炉圧力容器１内
の冷却水が再循環系の破損個所を通してドライウエル４
２内に漏洩したときに何らかの原因で原子炉圧力容器１
内に冷却水を供給する非常用炉心冷却系等の安全系が機
能せず、原子炉圧力容器１内の冷却水が喪失するような
事象である。このような場合は、原子炉圧力容器１内に
冷却水が供給されず、原子炉圧力容器１下部の温度が上
昇する。特に、原子炉圧力容器１の下鏡付近が最も温度
が高くなる。
分になる場合を想定する。例えば、原子炉圧力容器１内
の冷却水が再循環系の破損個所を通してドライウエル４
２内に漏洩したときに何らかの原因で原子炉圧力容器１
内に冷却水を供給する非常用炉心冷却系等の安全系が機
能せず、原子炉圧力容器１内の冷却水が喪失するような
事象である。このような場合は、原子炉圧力容器１内に
冷却水が供給されず、原子炉圧力容器１下部の温度が上
昇する。特に、原子炉圧力容器１の下鏡付近が最も温度
が高くなる。
【００１６】上記の事象が発生すると、制御装置１１
は、図４に示すインタロックに基づいて弁１３を開くと
共にポンプ１２を起動させる。このインタロック中の３
０及び３１はアンド回路である。制御装置１１は、水位
計６，温度計７，ガンマー線モニタ８及び可燃性ガス検
出器９の測定値を入力している。この制御装置１１は、
水位計６で測定された原子炉水位が炉心下端部より低下
し（原子炉水位ＢＡＦ以下）、温度計で測定された原子
炉圧力容器下部壁の温度が２８０℃を上回り、ガンマー
線モニタ８で測定されたドライウェル４２内の放射線レ
ベルが通常の１０倍以上となり、更に、可燃性ガス検出
器９が測定したドライウェル４２内の水素濃度が所定レ
ベル(水素濃度高)になったとき、起動許可信号を発生す
る。この起動許可信号は、操作盤（図示せず）に設けら
れた表示装置（図示せず）に表示される。運転員は、起
動許可信号が表示されたことを確認した上で、ボタン１
０を押す（ボタンＯＮ信号発生）。起動許可信号の発生
とボタンＯＮ信号発生によって、制御装置１１は、弁１
３に対して開信号及びポンプ１２に対して起動信号を出
力する。これらによって、弁１３が開き、ポンプ１２が
起動する。
は、図４に示すインタロックに基づいて弁１３を開くと
共にポンプ１２を起動させる。このインタロック中の３
０及び３１はアンド回路である。制御装置１１は、水位
計６，温度計７，ガンマー線モニタ８及び可燃性ガス検
出器９の測定値を入力している。この制御装置１１は、
水位計６で測定された原子炉水位が炉心下端部より低下
し（原子炉水位ＢＡＦ以下）、温度計で測定された原子
炉圧力容器下部壁の温度が２８０℃を上回り、ガンマー
線モニタ８で測定されたドライウェル４２内の放射線レ
ベルが通常の１０倍以上となり、更に、可燃性ガス検出
器９が測定したドライウェル４２内の水素濃度が所定レ
ベル(水素濃度高)になったとき、起動許可信号を発生す
る。この起動許可信号は、操作盤（図示せず）に設けら
れた表示装置（図示せず）に表示される。運転員は、起
動許可信号が表示されたことを確認した上で、ボタン１
０を押す（ボタンＯＮ信号発生）。起動許可信号の発生
とボタンＯＮ信号発生によって、制御装置１１は、弁１
３に対して開信号及びポンプ１２に対して起動信号を出
力する。これらによって、弁１３が開き、ポンプ１２が
起動する。
【００１７】ポンプ１２の起動によってタンク１４内の
冷却水が、配管１６を介してスプレイ配管１５内に達す
る。一部の冷却水は、ノズル１７から蓋１９に向かって
噴出される。蓋１９は、その噴出されたこの水流によっ
てスカート４の外側に向かって押し倒される。空間４３
内の熱い気体は、連通口１８を通って保温材２と原子炉
遮蔽壁３との間に形成される環状空間４６に流出する。
冷却水が、配管１６を介してスプレイ配管１５内に達す
る。一部の冷却水は、ノズル１７から蓋１９に向かって
噴出される。蓋１９は、その噴出されたこの水流によっ
てスカート４の外側に向かって押し倒される。空間４３
内の熱い気体は、連通口１８を通って保温材２と原子炉
遮蔽壁３との間に形成される環状空間４６に流出する。
【００１８】スプレイ配管１５に導かれた大部分の冷却
水は、ノズル２２及び２３、及び開口４５から原子炉圧
力容器１壁に向かって噴出され、原子炉圧力容器１の下
鏡を外面より冷却する。原子炉圧力容器１に当たった冷
却水は、高温の原子炉圧力容器１の熱を奪って水蒸気と
なる。この水蒸気は、連通口１８を通って環状空間４６
に達する。水蒸気は、環状空間４６を上昇しドライウェ
ル４２に導かれ、スプレイノズル２４から噴出される冷
却水によって冷却されて水となる。なお、水蒸気は、環
状空間４６を上昇する際に保温材２及び原子炉圧力容器
１の熱も奪いながら上昇する。
水は、ノズル２２及び２３、及び開口４５から原子炉圧
力容器１壁に向かって噴出され、原子炉圧力容器１の下
鏡を外面より冷却する。原子炉圧力容器１に当たった冷
却水は、高温の原子炉圧力容器１の熱を奪って水蒸気と
なる。この水蒸気は、連通口１８を通って環状空間４６
に達する。水蒸気は、環状空間４６を上昇しドライウェ
ル４２に導かれ、スプレイノズル２４から噴出される冷
却水によって冷却されて水となる。なお、水蒸気は、環
状空間４６を上昇する際に保温材２及び原子炉圧力容器
１の熱も奪いながら上昇する。
【００１９】原子炉圧力容器１内の冷却材が喪失し非常
用炉心冷却系が異常で作動しない状態になったとき、原
子炉圧力容器１内側からの冷却ができない。このような
場合には、炉心冷却が不十分となり、原子炉圧力容器１
の下鏡部の温度が非常に高くなる。本実施例によれば、
スプレイ配管１５のノズル２２及び２３，開口４５から
冷却水が噴出するので、原子炉圧力容器１内の冷却材が
喪失し非常用炉心冷却系が異常で作動しない状態になっ
ても原子炉圧力容器１の下鏡部を冷却できる。制御装置
１１は、ドライウエル４２内の状態量だけでなく、原子
炉圧力容器１内が高温になるときの兆候を示す原子炉圧
力容器１内の水位の設定水位以下への低下及び原子炉圧
力容器１の下鏡部の温度の設定温度以上への上昇をも加
味して、スプレイ配管１５からの冷却水の噴出を制御し
ているので、原子炉の通常運転時に誤って原子炉圧力容
器１の下鏡部への注水を避けることができる。
用炉心冷却系が異常で作動しない状態になったとき、原
子炉圧力容器１内側からの冷却ができない。このような
場合には、炉心冷却が不十分となり、原子炉圧力容器１
の下鏡部の温度が非常に高くなる。本実施例によれば、
スプレイ配管１５のノズル２２及び２３，開口４５から
冷却水が噴出するので、原子炉圧力容器１内の冷却材が
喪失し非常用炉心冷却系が異常で作動しない状態になっ
ても原子炉圧力容器１の下鏡部を冷却できる。制御装置
１１は、ドライウエル４２内の状態量だけでなく、原子
炉圧力容器１内が高温になるときの兆候を示す原子炉圧
力容器１内の水位の設定水位以下への低下及び原子炉圧
力容器１の下鏡部の温度の設定温度以上への上昇をも加
味して、スプレイ配管１５からの冷却水の噴出を制御し
ているので、原子炉の通常運転時に誤って原子炉圧力容
器１の下鏡部への注水を避けることができる。
【００２０】スプレイ配管１５にノズル１７から噴出さ
れるジェット流によって蓋１９が外側に向かって開くの
で、スプレイ配管１５から噴出された冷却水が原子炉圧
力容器１の下鏡部に当たることによって発生する蒸気が
スカート４の連通口１８を通り環状空間４６に放出され
る。このようなスカート４内で発生する蒸気の外部への
放出により、スカート４内の空間４３に熱がこもること
がなく、スプレイ配管１５による原子炉圧力容器１の下
鏡部の除熱を効率良く行うことができる。また、連通口
１８から流出した蒸気は、環状空間４６を上昇しながら
保温材２を介して原子炉圧力容器１の側壁部を冷却す
る。
れるジェット流によって蓋１９が外側に向かって開くの
で、スプレイ配管１５から噴出された冷却水が原子炉圧
力容器１の下鏡部に当たることによって発生する蒸気が
スカート４の連通口１８を通り環状空間４６に放出され
る。このようなスカート４内で発生する蒸気の外部への
放出により、スカート４内の空間４３に熱がこもること
がなく、スプレイ配管１５による原子炉圧力容器１の下
鏡部の除熱を効率良く行うことができる。また、連通口
１８から流出した蒸気は、環状空間４６を上昇しながら
保温材２を介して原子炉圧力容器１の側壁部を冷却す
る。
【００２１】本発明の他の実施例である原子力プラント
を図５を用いて説明する。本実施例は、図１の実施例に
おけるタンク１４を取り除き、ポンプ１２より上流側の
配管１６の部分を圧力抑制室４１に接続したものであ
る。本実施例の他の構成は、図１の実施例と同じであ
る。制御装置１１が機能してポンプ１２が起動し、弁１
３が開いたとき、圧力抑制室４１内のプール水３２が配
管１６を通ってスプレイ配管１に供給される。本実施例
も、図１の実施例と同様にして原子炉圧力容器１の下鏡
部が冷却され、蓋１６が開く。
を図５を用いて説明する。本実施例は、図１の実施例に
おけるタンク１４を取り除き、ポンプ１２より上流側の
配管１６の部分を圧力抑制室４１に接続したものであ
る。本実施例の他の構成は、図１の実施例と同じであ
る。制御装置１１が機能してポンプ１２が起動し、弁１
３が開いたとき、圧力抑制室４１内のプール水３２が配
管１６を通ってスプレイ配管１に供給される。本実施例
も、図１の実施例と同様にして原子炉圧力容器１の下鏡
部が冷却され、蓋１６が開く。
【００２２】本実施例は、図１の実施例と同様な効果を
生じる。
生じる。
【００２３】
【発明の効果】請求項１の発明によれば、冷却材喪失事
故が生じて非常用炉心冷却系が異常で作動しない状態
で、高温になりやすい原子炉容器の下鏡部の冷却を行え
る。このため、原子炉容器の下鏡部の温度上昇を抑制で
きる。
故が生じて非常用炉心冷却系が異常で作動しない状態
で、高温になりやすい原子炉容器の下鏡部の冷却を行え
る。このため、原子炉容器の下鏡部の温度上昇を抑制で
きる。
【００２４】請求項２の発明によれば、請求項１によっ
て得られる効果を生じると共に、スカート内で熱をこも
らせることがなく、スプレイ手段による原子炉容器の除
熱を効率良く行うことができる。
て得られる効果を生じると共に、スカート内で熱をこも
らせることがなく、スプレイ手段による原子炉容器の除
熱を効率良く行うことができる。
【図１】本発明の好適な一実施例である原子炉冷却設備
の構成図である。
の構成図である。
【図２】図１のスプレイ配管の詳細構成図である。
【図３】図２のIII−III断面図である。
【図４】図１の制御装置のロジックを示す説明図であ
る。
る。
【図５】本発明の他の実施例である原子炉冷却設備の構
成図である。
成図である。
１…原子炉圧力容器、２…保温材、３…原子炉遮蔽壁、
４…スカート、５…格納容器、６…水位計、７…温度
計、８…ガンマー線モニタ、９…可燃性ガス検出器、１
１…制御装置、１２…ポンプ、１４…タンク、１５…ス
プレイ配管、１６…配管、１７，２２，２３…ノズル、
１８…連通口、１９…蓋、２１…短尺管、４０…ペデス
タル、４１…圧力抑制室、４２…ドライウエル。
４…スカート、５…格納容器、６…水位計、７…温度
計、８…ガンマー線モニタ、９…可燃性ガス検出器、１
１…制御装置、１２…ポンプ、１４…タンク、１５…ス
プレイ配管、１６…配管、１７，２２，２３…ノズル、
１８…連通口、１９…蓋、２１…短尺管、４０…ペデス
タル、４１…圧力抑制室、４２…ドライウエル。
Claims (4)
- 【請求項１】格納容器内に配置され環状のスカートを介
してペデスタルに設置された原子炉容器と、前記原子炉
容器の周囲を取り囲むように設けられた保温材と、前記
スカート内に設けられ前記原子炉容器の外壁面に冷却水
をスプレイするスプレイ手段とを備えたことを特徴とす
る原子炉プラント。 - 【請求項２】格納容器内に配置され環状のスカートを介
してペデスタルに設置された原子炉容器と、前記原子炉
容器の周囲を取り囲むように設けられた保温材と、前記
スカート内に設けられ前記原子炉容器の外壁面に冷却水
をスプレイするスプレイ手段とを備え、前記スカートの
一部に連通口を設け、この連通口を開閉する蓋を、スカ
ートに回転可能に設け、前記蓋に向かってジェットを噴
射する手段をスプレイ手段に設けたことを特徴とする原
子炉プラント。 - 【請求項３】前記蓋の外側に保温材が取り付けられてい
る請求項２の原子炉プラント。 - 【請求項４】原子炉水位が第１の設定値以下，前記原子
炉容器の下部の壁面温度が第２の設定値以下，ドライウ
エル内の放射能レベルが第３の設定値以下、及びドライ
ウエル内の水素濃度が第４の設定値以下になり、かつ手
動の起動信号が発生したとき、前記スプレイ手段への冷
却水の供給を許可する信号を発生する制御手段を設けた
請求項１または２の原子炉プラント。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7278612A JPH09119995A (ja) | 1995-10-26 | 1995-10-26 | 原子炉プラント |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7278612A JPH09119995A (ja) | 1995-10-26 | 1995-10-26 | 原子炉プラント |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH09119995A true JPH09119995A (ja) | 1997-05-06 |
Family
ID=17599711
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP7278612A Pending JPH09119995A (ja) | 1995-10-26 | 1995-10-26 | 原子炉プラント |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH09119995A (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2001016962A1 (fr) * | 1999-08-27 | 2001-03-08 | Hitachi, Ltd. | Equipement de securite pour reacteur |
| KR101467212B1 (ko) * | 2013-03-29 | 2014-12-01 | 한국원자력연구원 | 격납건물의 냉각수 스프레이 시스템 |
| WO2016122103A1 (ko) * | 2015-01-29 | 2016-08-04 | 문인득 | 가압경수로형 원자로 증기 발생기 하부의 외기흡입 플레이트 장치 |
| JP2018004433A (ja) * | 2016-07-01 | 2018-01-11 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | フィルタ付ベント装置及びその装置周囲への保温材の配置方法 |
-
1995
- 1995-10-26 JP JP7278612A patent/JPH09119995A/ja active Pending
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2001016962A1 (fr) * | 1999-08-27 | 2001-03-08 | Hitachi, Ltd. | Equipement de securite pour reacteur |
| KR101467212B1 (ko) * | 2013-03-29 | 2014-12-01 | 한국원자력연구원 | 격납건물의 냉각수 스프레이 시스템 |
| WO2016122103A1 (ko) * | 2015-01-29 | 2016-08-04 | 문인득 | 가압경수로형 원자로 증기 발생기 하부의 외기흡입 플레이트 장치 |
| JP2018004433A (ja) * | 2016-07-01 | 2018-01-11 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | フィルタ付ベント装置及びその装置周囲への保温材の配置方法 |
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