JPH11281786A - 原子炉格納容器 - Google Patents
原子炉格納容器Info
- Publication number
- JPH11281786A JPH11281786A JP10087411A JP8741198A JPH11281786A JP H11281786 A JPH11281786 A JP H11281786A JP 10087411 A JP10087411 A JP 10087411A JP 8741198 A JP8741198 A JP 8741198A JP H11281786 A JPH11281786 A JP H11281786A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- vent pipe
- containment vessel
- dry well
- well
- reactor
- 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
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/004—Pressure suppression
- G21C9/008—Pressure suppression by rupture-discs or -diaphragms
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/004—Pressure suppression
- G21C9/012—Pressure suppression by thermal accumulation or by steam condensation, e.g. ice condensers
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】原子力発電プラントにおいて、電気出力の増大
化の要求に対応し、安全に、比較的容易な手段でコンパ
クト化し、経済性を向上させた原子炉格納容器を提供す
る。 【解決手段】原子炉圧力容器21の支持位置において、
シール材33を用いて上部ドライウェル28と下部ドラ
イウェル29とを気密に隔離し、それぞれ専用のベント
管などを設ける。上部ドライウェル28で事故が起こっ
た場合には、ウェットウェル31の気相部の高圧気体を
連通孔40を介して下部ドライウェル29に流入させ、
下部ドライウェル29で事故が起こった場合には、ウェ
ットウェル31の気相部の高圧気体を連通孔36を介し
て上部ドライウェル28に流入させ、ウェットウェル3
1の外壁にかかる負荷を低減させる。
化の要求に対応し、安全に、比較的容易な手段でコンパ
クト化し、経済性を向上させた原子炉格納容器を提供す
る。 【解決手段】原子炉圧力容器21の支持位置において、
シール材33を用いて上部ドライウェル28と下部ドラ
イウェル29とを気密に隔離し、それぞれ専用のベント
管などを設ける。上部ドライウェル28で事故が起こっ
た場合には、ウェットウェル31の気相部の高圧気体を
連通孔40を介して下部ドライウェル29に流入させ、
下部ドライウェル29で事故が起こった場合には、ウェ
ットウェル31の気相部の高圧気体を連通孔36を介し
て上部ドライウェル28に流入させ、ウェットウェル3
1の外壁にかかる負荷を低減させる。
Description
【0001】
【発明の属する技術分野】本発明は、沸騰水型原子炉の
原子炉格納容器に関する。
原子炉格納容器に関する。
【0002】
【従来の技術】従来の沸騰水型原子炉(BWR)の中で
最新のものに改良型沸騰水型原子炉(ABWR)が知ら
れている。このABWRの鉄筋コンクリート製原子炉格
納容器(RCCV)について図面に基づいて説明する。
最新のものに改良型沸騰水型原子炉(ABWR)が知ら
れている。このABWRの鉄筋コンクリート製原子炉格
納容器(RCCV)について図面に基づいて説明する。
【0003】図6は、従来のABWRの原子炉格納容器
の概略断面図である。この原子炉格納容器1は、図6に
示すように内部中央にほぼ中空の円筒状のRPVペデス
タル2により支持スカート部3で支持された原子炉圧力
容器4が設けられている。この原子炉圧力容器4の外周
側は、中空の円筒状の外周コンクリート壁5により包囲
されている。この外周コンクリート壁5およびRPVペ
デスタル2は下端をマットコンクリート壁6により支持
されている。外周コンクリート壁5とRPVペデスタル
2とは、RPVペデスタル2の上下方向ほぼ中央位置で
水平壁7により結合している。
の概略断面図である。この原子炉格納容器1は、図6に
示すように内部中央にほぼ中空の円筒状のRPVペデス
タル2により支持スカート部3で支持された原子炉圧力
容器4が設けられている。この原子炉圧力容器4の外周
側は、中空の円筒状の外周コンクリート壁5により包囲
されている。この外周コンクリート壁5およびRPVペ
デスタル2は下端をマットコンクリート壁6により支持
されている。外周コンクリート壁5とRPVペデスタル
2とは、RPVペデスタル2の上下方向ほぼ中央位置で
水平壁7により結合している。
【0004】原子炉圧力容器4の支持スカート部3から
上側は、外周コンクリート壁5、水平壁7、およびRP
Vペデスタル2により囲まれた空間である上部ドライウ
ェル8により包囲されている。また、原子炉圧力容器4
の支持スカート部3から下側は、マットコンクリート壁
6、およびRPVペデスタル2により囲まれた空間であ
る下部ドライウェル9により包囲されている。この下部
ドライウェル9には、図示しない原子炉冷却材再循環ポ
ンプと制御棒駆動機構とを内包している。さらに、この
下部ドライウェル9の外周側には、外周コンクリート壁
5、マットコンクリート壁6、水平壁7、およびRPV
ペデスタル2により囲まれた空間であるウェットウェル
10が設けられている。このウェットウェル10の下半
側には、水を貯溜したサプレッションプール11が設け
られている。
上側は、外周コンクリート壁5、水平壁7、およびRP
Vペデスタル2により囲まれた空間である上部ドライウ
ェル8により包囲されている。また、原子炉圧力容器4
の支持スカート部3から下側は、マットコンクリート壁
6、およびRPVペデスタル2により囲まれた空間であ
る下部ドライウェル9により包囲されている。この下部
ドライウェル9には、図示しない原子炉冷却材再循環ポ
ンプと制御棒駆動機構とを内包している。さらに、この
下部ドライウェル9の外周側には、外周コンクリート壁
5、マットコンクリート壁6、水平壁7、およびRPV
ペデスタル2により囲まれた空間であるウェットウェル
10が設けられている。このウェットウェル10の下半
側には、水を貯溜したサプレッションプール11が設け
られている。
【0005】RPVペデスタル2内には、連通孔12が
設けられている。この連通孔12は上部ドライウェル8
と下部ドライウェル9との気体の流路であるとともに、
下部ドライウェル9からこの下部ドライウェル9に内包
する図示しない原子炉冷却材再循環ポンプの熱交換器冷
却用配管、制御棒駆動機構の電気ケーブル、空調ダクト
などを上部ドライウェル8に連通している。これらの配
管、電気ケーブル、ダクトなどは上部ドライウェル8か
ら図示しないペネトレーションを介して原子炉格納容器
外へ連絡されている。
設けられている。この連通孔12は上部ドライウェル8
と下部ドライウェル9との気体の流路であるとともに、
下部ドライウェル9からこの下部ドライウェル9に内包
する図示しない原子炉冷却材再循環ポンプの熱交換器冷
却用配管、制御棒駆動機構の電気ケーブル、空調ダクト
などを上部ドライウェル8に連通している。これらの配
管、電気ケーブル、ダクトなどは上部ドライウェル8か
ら図示しないペネトレーションを介して原子炉格納容器
外へ連絡されている。
【0006】RPVペデスタル2の下半側には、下部ド
ライウェル9側に開口する垂直ベント管13が設けられ
ている。この垂直ベント管13は下端側で複数の水平ベ
ント管14に接続し、この水平ベント管14はサプレッ
ションプール11の水中に開口している。サプレッショ
ンプール11には、主蒸気配管破断事故など想定される
事故時に原子炉圧力容器4から放出される熱エネルギを
安全に吸収できるだけの水が保たれている。
ライウェル9側に開口する垂直ベント管13が設けられ
ている。この垂直ベント管13は下端側で複数の水平ベ
ント管14に接続し、この水平ベント管14はサプレッ
ションプール11の水中に開口している。サプレッショ
ンプール11には、主蒸気配管破断事故など想定される
事故時に原子炉圧力容器4から放出される熱エネルギを
安全に吸収できるだけの水が保たれている。
【0007】また、原子炉格納容器1には、外周コンク
リート壁5とウェットウェル10とRPVペデスタル2
とを貫通し、原子炉格納容器1の外部と下部ドライウェ
ル9とを連通する通路が設けられている。この通路とし
て、下部ドライウェル9の機器を搬出入する機器搬出入
用通路15と、作業員が下部ドライウェル内で作業を行
うために原子炉格納容器1の外部から下部ドライウェル
9に立ち入る人員用通路16とが設けられている。これ
らの機器搬出用通路15と人員用通路16とには、下部
ドライウェル9から図示しない制御棒駆動機構のスクラ
ム配管が設置されている。
リート壁5とウェットウェル10とRPVペデスタル2
とを貫通し、原子炉格納容器1の外部と下部ドライウェ
ル9とを連通する通路が設けられている。この通路とし
て、下部ドライウェル9の機器を搬出入する機器搬出入
用通路15と、作業員が下部ドライウェル内で作業を行
うために原子炉格納容器1の外部から下部ドライウェル
9に立ち入る人員用通路16とが設けられている。これ
らの機器搬出用通路15と人員用通路16とには、下部
ドライウェル9から図示しない制御棒駆動機構のスクラ
ム配管が設置されている。
【0008】図7は、図6のA−A矢視断面図である。
原子炉格納容器1には、図7に示すように断面が円環状
の外周コンクリート壁5の内側には、上部ドライウェル
8が形成されている。この上部ドライウェル8には、主
蒸気配管破断事故などが起こった際に燃料体の爆発を防
ぐために、不活性ガス(窒素)が充満した状態になって
いる。外周コンクリート壁5の内周側には、上部ドライ
ウェル8に包囲され、断面が円環状のRPVペデスタル
2が設けられている。このRPVペデスタル2の外周に
沿って、合計10個の連通孔12が開口している。
原子炉格納容器1には、図7に示すように断面が円環状
の外周コンクリート壁5の内側には、上部ドライウェル
8が形成されている。この上部ドライウェル8には、主
蒸気配管破断事故などが起こった際に燃料体の爆発を防
ぐために、不活性ガス(窒素)が充満した状態になって
いる。外周コンクリート壁5の内周側には、上部ドライ
ウェル8に包囲され、断面が円環状のRPVペデスタル
2が設けられている。このRPVペデスタル2の外周に
沿って、合計10個の連通孔12が開口している。
【0009】図8は、図6のB−B矢視断面図である。
原子炉格納容器1には、図8に示すように断面円環状の
外周コンクリート壁5の内側には、ウェットウェル10
が設けられている。また、外周コンクリート壁5の内周
側には、ウェットウェル10に包囲され、断面円環状の
RPVペデスタル2が設けられている。このRPVペデ
スタル2内には、断面円状の垂直ベント管13が合計1
0個設けられている。RPVペデスタル2の内側は、下
部ドライウェル9となっている。
原子炉格納容器1には、図8に示すように断面円環状の
外周コンクリート壁5の内側には、ウェットウェル10
が設けられている。また、外周コンクリート壁5の内周
側には、ウェットウェル10に包囲され、断面円環状の
RPVペデスタル2が設けられている。このRPVペデ
スタル2内には、断面円状の垂直ベント管13が合計1
0個設けられている。RPVペデスタル2の内側は、下
部ドライウェル9となっている。
【0010】また、原子炉格納容器1には、原子炉格納
容器1の外部と下部ドライウェル9とを連通し、下部ド
ライウェル9の機器を搬出入する機器搬出入通路15
と、作業員が下部ドライウェル9で作業を行うための通
路である人員用通路16とが設けられている。
容器1の外部と下部ドライウェル9とを連通し、下部ド
ライウェル9の機器を搬出入する機器搬出入通路15
と、作業員が下部ドライウェル9で作業を行うための通
路である人員用通路16とが設けられている。
【0011】このように構成された従来の原子炉格納容
器1では、主蒸気配管破断事故など上部ドライウェル8
で事故が発生した際には、上部ドライウェル8と下部ド
ライウェル9とが連通しているので、上部ドライウェル
8と下部ドライウェル9の蒸気圧が上昇し、一定以上の
蒸気圧になると下部ドライウェル9に連通した垂直ベン
ト管13と水平ベント管14とを介してサプレッション
プール11の水中に高圧蒸気が噴出する。この噴出した
高圧蒸気はサプレッションプール11の水により凝縮さ
れ、上部ドライウェル8と下部ドライウェル9の気圧を
低減させる。
器1では、主蒸気配管破断事故など上部ドライウェル8
で事故が発生した際には、上部ドライウェル8と下部ド
ライウェル9とが連通しているので、上部ドライウェル
8と下部ドライウェル9の蒸気圧が上昇し、一定以上の
蒸気圧になると下部ドライウェル9に連通した垂直ベン
ト管13と水平ベント管14とを介してサプレッション
プール11の水中に高圧蒸気が噴出する。この噴出した
高圧蒸気はサプレッションプール11の水により凝縮さ
れ、上部ドライウェル8と下部ドライウェル9の気圧を
低減させる。
【0012】また、小口径配管破断事故など下部ドライ
ウェル9で事故が発生した際には、上部ドライウェル8
と下部ドライウェル9とが連通しているので、上部ドラ
イウェル8と下部ドライウェル9の蒸気圧が上昇し、一
定以上の蒸気圧になると下部ドライウェル9に連通した
垂直ベント管13と水平ベント管14とを介してサプレ
ッションプール11の水中に高圧蒸気が噴出する。この
噴出した高圧蒸気はサプレッションプール11の水によ
り凝縮され、上部ドライウェル8と下部ドライウェル9
の気圧を低減させる。
ウェル9で事故が発生した際には、上部ドライウェル8
と下部ドライウェル9とが連通しているので、上部ドラ
イウェル8と下部ドライウェル9の蒸気圧が上昇し、一
定以上の蒸気圧になると下部ドライウェル9に連通した
垂直ベント管13と水平ベント管14とを介してサプレ
ッションプール11の水中に高圧蒸気が噴出する。この
噴出した高圧蒸気はサプレッションプール11の水によ
り凝縮され、上部ドライウェル8と下部ドライウェル9
の気圧を低減させる。
【0013】なお、原子炉格納容器1の内径寸法につい
ては、原子炉圧力容器4の外径、原子炉圧力容器4につ
ながる図示しない主蒸気配管隔離弁の配置スペースなど
から決定している。
ては、原子炉圧力容器4の外径、原子炉圧力容器4につ
ながる図示しない主蒸気配管隔離弁の配置スペースなど
から決定している。
【0014】また、原子炉格納容器1の高さ寸法につい
ては、原子炉圧力容器4の高さ寸法と原子炉圧力容器4
の底部に設置された図示しない制御棒駆動機構と、この
制御棒駆動機構の保守・点検用プラットフォームの高さ
寸法などから決定している。
ては、原子炉圧力容器4の高さ寸法と原子炉圧力容器4
の底部に設置された図示しない制御棒駆動機構と、この
制御棒駆動機構の保守・点検用プラットフォームの高さ
寸法などから決定している。
【0015】このようにして決定された原子炉格納容器
1の内径寸法および高さ寸法では、主蒸気配管破断事故
など、想定される事故の際に原子炉格納容器1の設計圧
力を満たすことが必要となる。
1の内径寸法および高さ寸法では、主蒸気配管破断事故
など、想定される事故の際に原子炉格納容器1の設計圧
力を満たすことが必要となる。
【0016】この想定される事故に対し、原子炉格納容
器1を上部ドライウェル8と下部ドライウェル9との和
とウェットウェル10とに分け、内蔵される配管、機器
などの容積を除いた上部ドライウェル8の自由空間体積
と下部ドライウェル9の自由空間体積との和とウェット
ウェル10の自由空間体積を解析の一条件として圧力解
析を行う。
器1を上部ドライウェル8と下部ドライウェル9との和
とウェットウェル10とに分け、内蔵される配管、機器
などの容積を除いた上部ドライウェル8の自由空間体積
と下部ドライウェル9の自由空間体積との和とウェット
ウェル10の自由空間体積を解析の一条件として圧力解
析を行う。
【0017】従来の1350MWe級ABWR型原子炉
格納容器1の場合、設計圧力3.16kg/cm2 gに
対して解析上の誤差などを15%としてこれを満足した
値となっている。このとき、上部ドライウェル8の自由
空間体積と下部ドライウェル9の自由空間体積との和に
対するウェットウェル10の自由空間体積の比が約0.
81となっている。
格納容器1の場合、設計圧力3.16kg/cm2 gに
対して解析上の誤差などを15%としてこれを満足した
値となっている。このとき、上部ドライウェル8の自由
空間体積と下部ドライウェル9の自由空間体積との和に
対するウェットウェル10の自由空間体積の比が約0.
81となっている。
【0018】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、電気出
力を従来の1350MWe級から増加させるような要求
があった場合、図示しない炉心燃料の増加に伴い原子炉
圧力容器4の外形寸法および高さ寸法が大きくなり、原
子炉格納容器1の内径寸法および高さ寸法が増大してし
まう。
力を従来の1350MWe級から増加させるような要求
があった場合、図示しない炉心燃料の増加に伴い原子炉
圧力容器4の外形寸法および高さ寸法が大きくなり、原
子炉格納容器1の内径寸法および高さ寸法が増大してし
まう。
【0019】また、電気出力の増加に伴い、上部ドライ
ウェル8と下部ドライウェル9の自由空間体積を増大さ
せねばならず、これに比例してウェットウェル10の自
由空間体積も増大し、原子炉格納容器1の内径寸法およ
び高さ寸法も大きくなってしまう。
ウェル8と下部ドライウェル9の自由空間体積を増大さ
せねばならず、これに比例してウェットウェル10の自
由空間体積も増大し、原子炉格納容器1の内径寸法およ
び高さ寸法も大きくなってしまう。
【0020】さらに、原子炉圧力容器1の電気出力の増
加に比例して炉心燃料も増加し、原子炉圧力容器4の保
有する熱量も増加するため、サプレッションプール11
に貯溜する水量もほぼ電気出力の増加に比例して増加す
るので、この水量確保の点からも原子炉格納容器1の内
径寸法および高さ寸法が増大してしまう。
加に比例して炉心燃料も増加し、原子炉圧力容器4の保
有する熱量も増加するため、サプレッションプール11
に貯溜する水量もほぼ電気出力の増加に比例して増加す
るので、この水量確保の点からも原子炉格納容器1の内
径寸法および高さ寸法が増大してしまう。
【0021】本発明は上述した事情を考慮してなされた
もので、その目的は、原子力発電プラントにおいて、電
気出力の増大化の要求に対応し、安全に、しかも比較的
容易な手段でコンパクト化し、経済性を向上させた原子
炉格納容器を提供することにある。
もので、その目的は、原子力発電プラントにおいて、電
気出力の増大化の要求に対応し、安全に、しかも比較的
容易な手段でコンパクト化し、経済性を向上させた原子
炉格納容器を提供することにある。
【0022】
【課題を解決するための手段】上述した課題を解決する
ために、請求項1の発明は、原子炉圧力容器、原子炉再
循環系その他の原子炉系の配管、機器を内包する外周コ
ンクリート壁と、この外周コンクリート壁の下方に位置
し、前記外周コンクリート壁を支持するマットコンクリ
ート壁と、前記外周コンクリート壁のほぼ中心位置で原
子炉圧力容器を支持するRPVペデスタルと、このRP
Vペデスタルの上下方向ほぼ中央位置で前記外周コンク
リート壁とRPVペデスタルとを連結する水平壁と、前
記外周コンクリート壁、水平壁、RPVペデスタル、お
よび原子炉圧力容器により包囲された上部ドライウェル
と、前記原子炉圧力容器の下方に位置し、前記マットコ
ンクリート壁、RPVペデスタル、および原子炉圧力容
器により包囲され、原子炉冷却材再循環ポンプと制御棒
駆動機構とを有する下部ドライウェルと、この下部ドラ
イウェルの外周側で、前記外周コンクリート壁、マット
コンクリート壁、水平壁、およびRPVペデスタルによ
り包囲され、その下半側が水を貯溜したサプレッション
プールとされたウェットウェルと、前記原子炉圧力容器
の支持位置で前記上部ドライウェルと下部ドライウェル
とを気密に隔離する隔離手段と、前記上部ドライウェル
とサプレッションプールとを連通する上部ドライウェル
専用のベント管と、この上部ドライウェル専用のベント
管とウェットウェルの気相部とを連通する連通孔内に設
置され、非常時における一定以上の気圧により遮蔽状態
を解除し、且つ前記ウェットウェルの気相部から上部ド
ライウェルへ選択的に気流を許容する上部ドライウェル
専用の高圧気体流入手段と、前記下部ドライウェルとサ
プレッションプールとを連通する下部ドライウェル専用
のベント管と、前記下部ドライウェルとウェットウェル
の気相部とを連通する連通孔内に設置され、非常時にお
ける一定以上の気圧により遮蔽状態を解除し、且つ前記
ウェットウェルの気相部から下部ドライウェルへ選択的
に気流を許容する下部ドライウェル専用の高圧気体流入
手段とを備えたことを特徴とする。
ために、請求項1の発明は、原子炉圧力容器、原子炉再
循環系その他の原子炉系の配管、機器を内包する外周コ
ンクリート壁と、この外周コンクリート壁の下方に位置
し、前記外周コンクリート壁を支持するマットコンクリ
ート壁と、前記外周コンクリート壁のほぼ中心位置で原
子炉圧力容器を支持するRPVペデスタルと、このRP
Vペデスタルの上下方向ほぼ中央位置で前記外周コンク
リート壁とRPVペデスタルとを連結する水平壁と、前
記外周コンクリート壁、水平壁、RPVペデスタル、お
よび原子炉圧力容器により包囲された上部ドライウェル
と、前記原子炉圧力容器の下方に位置し、前記マットコ
ンクリート壁、RPVペデスタル、および原子炉圧力容
器により包囲され、原子炉冷却材再循環ポンプと制御棒
駆動機構とを有する下部ドライウェルと、この下部ドラ
イウェルの外周側で、前記外周コンクリート壁、マット
コンクリート壁、水平壁、およびRPVペデスタルによ
り包囲され、その下半側が水を貯溜したサプレッション
プールとされたウェットウェルと、前記原子炉圧力容器
の支持位置で前記上部ドライウェルと下部ドライウェル
とを気密に隔離する隔離手段と、前記上部ドライウェル
とサプレッションプールとを連通する上部ドライウェル
専用のベント管と、この上部ドライウェル専用のベント
管とウェットウェルの気相部とを連通する連通孔内に設
置され、非常時における一定以上の気圧により遮蔽状態
を解除し、且つ前記ウェットウェルの気相部から上部ド
ライウェルへ選択的に気流を許容する上部ドライウェル
専用の高圧気体流入手段と、前記下部ドライウェルとサ
プレッションプールとを連通する下部ドライウェル専用
のベント管と、前記下部ドライウェルとウェットウェル
の気相部とを連通する連通孔内に設置され、非常時にお
ける一定以上の気圧により遮蔽状態を解除し、且つ前記
ウェットウェルの気相部から下部ドライウェルへ選択的
に気流を許容する下部ドライウェル専用の高圧気体流入
手段とを備えたことを特徴とする。
【0023】請求項2の発明は、請求項1記載の原子炉
格納容器において、上部ドライウェル専用のベント管
は、RPVペデスタル内に垂直に設けられ、その上端が
上部ドライウェル側に開口する垂直ベント管と、この垂
直ベント管の下端側に接続され、サプレッションプール
の水中に開口する水平ベント管とを備えたことを特徴と
する。
格納容器において、上部ドライウェル専用のベント管
は、RPVペデスタル内に垂直に設けられ、その上端が
上部ドライウェル側に開口する垂直ベント管と、この垂
直ベント管の下端側に接続され、サプレッションプール
の水中に開口する水平ベント管とを備えたことを特徴と
する。
【0024】請求項3の発明は、請求項1記載の原子炉
格納容器において、上部ドライウェル専用のベント管
は、RPVペデスタルの外周側に設けられ、その上端が
上部ドライウェル側に開口し、下端がサプレッションプ
ールの水中に開口する垂直ベント管であることを特徴と
する。
格納容器において、上部ドライウェル専用のベント管
は、RPVペデスタルの外周側に設けられ、その上端が
上部ドライウェル側に開口し、下端がサプレッションプ
ールの水中に開口する垂直ベント管であることを特徴と
する。
【0025】請求項4の発明は、請求項1記載の原子炉
格納容器において、上部ドライウェル専用のベント管
は、RPVペデスタルの外周側に設けられ、その上端が
上部ドライウェル側に開口する垂直ベント管と、この垂
直ベント管の下端側に接続され、サプレッションプール
水中に開口する水平ベント管とを備えたことを特徴とす
る。
格納容器において、上部ドライウェル専用のベント管
は、RPVペデスタルの外周側に設けられ、その上端が
上部ドライウェル側に開口する垂直ベント管と、この垂
直ベント管の下端側に接続され、サプレッションプール
水中に開口する水平ベント管とを備えたことを特徴とす
る。
【0026】請求項5の発明は、請求項1から4までの
いずれかに記載の原子炉格納容器において、下部ドライ
ウェル専用のベント管は、RPVペデスタル内に垂直に
設けられ、その上端が下部ドライウェル側に開口する垂
直ベント管と、この垂直ベント管の下端側に接続され、
サプレッションプールの水中に開口する水平ベント管と
を備えたことを特徴とする。
いずれかに記載の原子炉格納容器において、下部ドライ
ウェル専用のベント管は、RPVペデスタル内に垂直に
設けられ、その上端が下部ドライウェル側に開口する垂
直ベント管と、この垂直ベント管の下端側に接続され、
サプレッションプールの水中に開口する水平ベント管と
を備えたことを特徴とする。
【0027】請求項6の発明は、請求項1から4までの
いずれかに記載の原子炉格納容器において、下部ドライ
ウェル専用のベント管は、RPVペデスタルの外周側に
設けられ、その上端が下部ドライウェル側に開口する垂
直ベント管と、この垂直ベント管の下端側に接続され、
サプレッションプールの水中に開口する水平ベント管と
を備えたことを特徴とする。
いずれかに記載の原子炉格納容器において、下部ドライ
ウェル専用のベント管は、RPVペデスタルの外周側に
設けられ、その上端が下部ドライウェル側に開口する垂
直ベント管と、この垂直ベント管の下端側に接続され、
サプレッションプールの水中に開口する水平ベント管と
を備えたことを特徴とする。
【0028】請求項7の発明は、請求項1から6までの
いずれかに記載の原子炉格納容器において、上部ドライ
ウェル専用の高圧気体流入手段は真空破壊装置であるこ
とを特徴とする。
いずれかに記載の原子炉格納容器において、上部ドライ
ウェル専用の高圧気体流入手段は真空破壊装置であるこ
とを特徴とする。
【0029】請求項8の発明は、請求項1から7までの
いずれかに記載の原子炉格納容器において、下部ドライ
ウェル専用の高圧気体流入手段は真空破壊装置であるこ
とを特徴とする。
いずれかに記載の原子炉格納容器において、下部ドライ
ウェル専用の高圧気体流入手段は真空破壊装置であるこ
とを特徴とする。
【0030】請求項9の発明は、請求項1から8までの
いずれかに記載の原子炉格納容器において、下部ドライ
ウェルに下部ドライウェル機器冷却専用の空気調和機を
設けたことを特徴とする。
いずれかに記載の原子炉格納容器において、下部ドライ
ウェルに下部ドライウェル機器冷却専用の空気調和機を
設けたことを特徴とする。
【0031】請求項10の発明は、請求項1から9まで
のいずれかに記載の原子炉格納容器において、外周コン
クリート壁とウェットウェルとRPVペデスタルとを貫
通し、各種機器を下部ドライウェルに搬出入する機器搬
出入用通路と、外周コンクリート壁とウェットウェルと
RPVペデスタルとを貫通し、下部ドライウェルで作業
を行うために出入りする人員用通路と、外周コンクリー
ト壁とウェットウェルとRPVペデスタルとを貫通し、
下部ドライウェルの各種配管およびケーブルを設置する
機器通路とを設けたことを特徴とする。
のいずれかに記載の原子炉格納容器において、外周コン
クリート壁とウェットウェルとRPVペデスタルとを貫
通し、各種機器を下部ドライウェルに搬出入する機器搬
出入用通路と、外周コンクリート壁とウェットウェルと
RPVペデスタルとを貫通し、下部ドライウェルで作業
を行うために出入りする人員用通路と、外周コンクリー
ト壁とウェットウェルとRPVペデスタルとを貫通し、
下部ドライウェルの各種配管およびケーブルを設置する
機器通路とを設けたことを特徴とする。
【0032】請求項11の発明は、請求項10記載の原
子炉格納容器において、機器搬出入用通路と人員用通路
とに対し水平面上で一定の角度をもった方向に機器通路
を設けたことを特徴とする。
子炉格納容器において、機器搬出入用通路と人員用通路
とに対し水平面上で一定の角度をもった方向に機器通路
を設けたことを特徴とする。
【0033】請求項12の発明は、請求項10または1
1記載の原子炉格納容器において、機器通路内に原子炉
冷却材再循環ポンプの熱交換器冷却用配管と、制御棒駆
動機構用の電気ケーブルその他の下部ドライウェル内の
機器の電気ケーブルと、下部ドライウェル機器冷却専用
の空気調和機への冷却水配管とを設置したことを特徴と
する。
1記載の原子炉格納容器において、機器通路内に原子炉
冷却材再循環ポンプの熱交換器冷却用配管と、制御棒駆
動機構用の電気ケーブルその他の下部ドライウェル内の
機器の電気ケーブルと、下部ドライウェル機器冷却専用
の空気調和機への冷却水配管とを設置したことを特徴と
する。
【0034】請求項13の発明は、請求項1から12ま
でのいずれかに記載の原子炉格納容器において、下部ド
ライウェルに大気を充満することにより、この下部ドラ
イウェルを人員の呼吸可能な作業空間としたことを特徴
とする。
でのいずれかに記載の原子炉格納容器において、下部ド
ライウェルに大気を充満することにより、この下部ドラ
イウェルを人員の呼吸可能な作業空間としたことを特徴
とする。
【0035】
【発明の実施の形態】以下、本発明に係る原子炉格納容
器の実施の形態について添付した図面に基づいて説明す
る。
器の実施の形態について添付した図面に基づいて説明す
る。
【0036】第1の実施の形態(図1〜図3) 図1は、本発明に係る原子炉格納容器の第1の実施の形
態を示す全体的な概略断面図である。
態を示す全体的な概略断面図である。
【0037】本実施形態による原子炉格納容器は、図1
に示すように原子炉格納容器21の内部中央にほぼ中空
の円筒状のRPVペデスタル22により支持スカート部
23で支持された原子炉圧力容器24が設けられてい
る。この原子炉圧力容器24の外周側は、中空の円筒状
の外周コンクリート壁25により包囲されている。この
外周コンクリート壁25およびRPVペデスタル23は
下端をマットコンクリート壁26により支持されてい
る。外周コンクリート壁25とRPVペデスタル22と
は、RPVペデスタル22の上下方向ほぼ中央位置で水
平壁27により結合している。
に示すように原子炉格納容器21の内部中央にほぼ中空
の円筒状のRPVペデスタル22により支持スカート部
23で支持された原子炉圧力容器24が設けられてい
る。この原子炉圧力容器24の外周側は、中空の円筒状
の外周コンクリート壁25により包囲されている。この
外周コンクリート壁25およびRPVペデスタル23は
下端をマットコンクリート壁26により支持されてい
る。外周コンクリート壁25とRPVペデスタル22と
は、RPVペデスタル22の上下方向ほぼ中央位置で水
平壁27により結合している。
【0038】原子炉圧力容器24の支持スカート部23
から上側は、外周コンクリート壁25、水平壁27、お
よびRPVペデスタル22により囲まれた空間である上
部ドライウェル28により包囲されている。また、原子
炉圧力容器24の支持スカート部23から下側は、マッ
トコンクリート壁26、およびRPVペデスタル22に
より囲まれた空間である下部ドライウェル29により包
囲されている。この下部ドライウェル29には、下部ド
ライウェル29専用の空気調和機30と、図示しない原
子炉冷却材再循環ポンプと、制御棒駆動機構とを内包
し、さらにこの下部ドライウェル29には大気が充満し
ており、プラント運転時に人員が作業可能な空間となっ
ている。
から上側は、外周コンクリート壁25、水平壁27、お
よびRPVペデスタル22により囲まれた空間である上
部ドライウェル28により包囲されている。また、原子
炉圧力容器24の支持スカート部23から下側は、マッ
トコンクリート壁26、およびRPVペデスタル22に
より囲まれた空間である下部ドライウェル29により包
囲されている。この下部ドライウェル29には、下部ド
ライウェル29専用の空気調和機30と、図示しない原
子炉冷却材再循環ポンプと、制御棒駆動機構とを内包
し、さらにこの下部ドライウェル29には大気が充満し
ており、プラント運転時に人員が作業可能な空間となっ
ている。
【0039】下部ドライウェル29の外周側には、外周
コンクリート壁25、マットコンクリート壁26、水平
壁27、およびRPVペデスタル22により囲まれた空
間であるウェットウェル31が設けられている。このウ
ェットウェル31の下半側には、水を貯溜したサプレッ
ションプール32が設けられている。
コンクリート壁25、マットコンクリート壁26、水平
壁27、およびRPVペデスタル22により囲まれた空
間であるウェットウェル31が設けられている。このウ
ェットウェル31の下半側には、水を貯溜したサプレッ
ションプール32が設けられている。
【0040】原子炉圧力容器24の支持位置には、上部
ドライウェル28と下部ドライウェル29とを気密に隔
離する隔離手段としてシール材33が設けられている。
したがって、プラント運転時には、上部ドライウェル2
8と下部ドライウェル29とウェットウェル31とは気
密に隔離している。
ドライウェル28と下部ドライウェル29とを気密に隔
離する隔離手段としてシール材33が設けられている。
したがって、プラント運転時には、上部ドライウェル2
8と下部ドライウェル29とウェットウェル31とは気
密に隔離している。
【0041】RPVペデスタル22内には、上部ドライ
ウェル28専用のベント管として、上端部で上部ドライ
ウェル28側に開口する垂直ベント管34が設けられて
いる。この垂直ベント管34は下端側で複数の水平ベン
ト管35に接続し、この水平ベント管35はサプレッシ
ョンプール32の水中に開口している。サプレッション
プール32には、主蒸気配管破断事故など想定される事
故時に原子炉圧力容器24から放出される熱エネルギを
安全に吸収できるだけの水が保たれている。
ウェル28専用のベント管として、上端部で上部ドライ
ウェル28側に開口する垂直ベント管34が設けられて
いる。この垂直ベント管34は下端側で複数の水平ベン
ト管35に接続し、この水平ベント管35はサプレッシ
ョンプール32の水中に開口している。サプレッション
プール32には、主蒸気配管破断事故など想定される事
故時に原子炉圧力容器24から放出される熱エネルギを
安全に吸収できるだけの水が保たれている。
【0042】また、上部ドライウェル28専用の垂直ベ
ント管34には、ウェットウェル31の気相部と上部ド
ライウェル28とを連通する連通孔36が設けられてい
る。この連通孔36内には、高圧気体流入手段としてバ
キュームブレーカ37が設けられている。このバキュー
ムブレーカ37は、緊急時にウェットウェル31の気相
部の過度な高圧気体を上部ドライウェル28へ選択的に
許容するものである。
ント管34には、ウェットウェル31の気相部と上部ド
ライウェル28とを連通する連通孔36が設けられてい
る。この連通孔36内には、高圧気体流入手段としてバ
キュームブレーカ37が設けられている。このバキュー
ムブレーカ37は、緊急時にウェットウェル31の気相
部の過度な高圧気体を上部ドライウェル28へ選択的に
許容するものである。
【0043】また、RPVペデスタル22内には、下部
ドライウェル29専用のベント管として、上端部で下部
ドライウェル29側に開口する垂直ベント管38が設け
られている。この垂直ベント管38は下端側で複数の水
平ベント管39に接続し、この水平ベント管39はサプ
レッションプール32の水中に開口している。
ドライウェル29専用のベント管として、上端部で下部
ドライウェル29側に開口する垂直ベント管38が設け
られている。この垂直ベント管38は下端側で複数の水
平ベント管39に接続し、この水平ベント管39はサプ
レッションプール32の水中に開口している。
【0044】また、RPVペデスタル22には、ウェッ
トウェル31の気相部と下部ドライウェル29とを連通
する連通孔40が設けられている。この連通孔40内に
は、高圧気体流入手段としてバキュームブレーカ41が
設けられている。このバキュームブレーカ41は、緊急
時にウェットウェル31気相部の過度な高圧気体を下部
ドライウェル29へ選択的に許容するものである。
トウェル31の気相部と下部ドライウェル29とを連通
する連通孔40が設けられている。この連通孔40内に
は、高圧気体流入手段としてバキュームブレーカ41が
設けられている。このバキュームブレーカ41は、緊急
時にウェットウェル31気相部の過度な高圧気体を下部
ドライウェル29へ選択的に許容するものである。
【0045】また、原子炉格納容器21には、外周コン
クリート壁25とウェットウェル31とRPVペデスタ
ル22とを貫通し、原子炉格納容器21の外部と下部ド
ライウェル29とを連通する通路が設けられている。こ
の通路として、下部ドライウェル29の機器を搬出入す
る機器搬出入用通路42と、作業員が下部ドライウェル
29内で作業を行うために原子炉格納容器21の外部か
ら下部ドライウェル29に立ち入る人員用通路43と、
図示しない原子炉冷却材再循環ポンプの熱交換器冷却用
配管、制御棒駆動機構用の電気ケーブルその他の下部ド
ライウェル内の機器の電気ケーブル、下部ドライウェル
29専用の空気調和機30への冷却水配管などを設置す
る機器通路44とが設けられている。これらの機器搬出
用通路42と人員用通路43とには、下部ドライウェル
から図示しない制御棒駆動機構のスクラム配管が設置さ
れている。
クリート壁25とウェットウェル31とRPVペデスタ
ル22とを貫通し、原子炉格納容器21の外部と下部ド
ライウェル29とを連通する通路が設けられている。こ
の通路として、下部ドライウェル29の機器を搬出入す
る機器搬出入用通路42と、作業員が下部ドライウェル
29内で作業を行うために原子炉格納容器21の外部か
ら下部ドライウェル29に立ち入る人員用通路43と、
図示しない原子炉冷却材再循環ポンプの熱交換器冷却用
配管、制御棒駆動機構用の電気ケーブルその他の下部ド
ライウェル内の機器の電気ケーブル、下部ドライウェル
29専用の空気調和機30への冷却水配管などを設置す
る機器通路44とが設けられている。これらの機器搬出
用通路42と人員用通路43とには、下部ドライウェル
から図示しない制御棒駆動機構のスクラム配管が設置さ
れている。
【0046】図2は、図1のC−C矢視断面図である。
原子炉格納容器21は、図2に示すように断面円環状の
外周コンクリート壁25の内側には、ウェットウェル3
1が設けられている。外周コンクリート壁25の内周側
には、ウェットウェル31に包囲され、断面円環状のR
PVペデスタル22が設けられている。このRPVペデ
スタル22内には、断面円状の垂直ベント管34、38
が複数設けられている。RPVペデスタル22の内側
は、下部ドライウェル29となっている。
原子炉格納容器21は、図2に示すように断面円環状の
外周コンクリート壁25の内側には、ウェットウェル3
1が設けられている。外周コンクリート壁25の内周側
には、ウェットウェル31に包囲され、断面円環状のR
PVペデスタル22が設けられている。このRPVペデ
スタル22内には、断面円状の垂直ベント管34、38
が複数設けられている。RPVペデスタル22の内側
は、下部ドライウェル29となっている。
【0047】また、原子炉格納容器21には、外周コン
クリート壁25とウェットウェル31とRPVペデスタ
ル22とを貫通し、原子炉格納容器21の外部と下部ド
ライウェル29とを連通する通路が設けられている。こ
の通路として、下部ドライウェルの機器を搬出入する機
器搬出入用通路42と、作業員が下部ドライウェル29
で作業を行うために原子炉格納容器21の外部から下部
ドライウェル29に立ち入る人員用通路43と、図示し
ない原子炉冷却材再循環ポンプの熱交換器冷却用配管、
制御棒駆動機構用の電気ケーブルその他の下部ドライウ
ェル29の機器の電気ケーブル、下部ドライウェル29
専用の空気調和機30への冷却水配管などを設置する2
つの機器通路44とが設けられている。機器搬出用通路
42と人員用通路43とには、下部ドライウェル29か
ら図示しない制御棒駆動機構のスクラム配管が設置され
ている。
クリート壁25とウェットウェル31とRPVペデスタ
ル22とを貫通し、原子炉格納容器21の外部と下部ド
ライウェル29とを連通する通路が設けられている。こ
の通路として、下部ドライウェルの機器を搬出入する機
器搬出入用通路42と、作業員が下部ドライウェル29
で作業を行うために原子炉格納容器21の外部から下部
ドライウェル29に立ち入る人員用通路43と、図示し
ない原子炉冷却材再循環ポンプの熱交換器冷却用配管、
制御棒駆動機構用の電気ケーブルその他の下部ドライウ
ェル29の機器の電気ケーブル、下部ドライウェル29
専用の空気調和機30への冷却水配管などを設置する2
つの機器通路44とが設けられている。機器搬出用通路
42と人員用通路43とには、下部ドライウェル29か
ら図示しない制御棒駆動機構のスクラム配管が設置され
ている。
【0048】本実施形態では、水平面上で同軸上に機器
搬出入用通路42と人員用通路43とが設置され、これ
らの機器搬出入通路と人員用通路とに対し水平面上で直
角方向に2つの機器通路44が設けられているが、機器
通路44は機器搬出入用通路42と人員用通路43とに
対し水平面上で一定の角度をもった位置に設置されれば
よい。つまり、機器通路44は機器搬出入通路42と人
員用通路43とに交わらなければよい。
搬出入用通路42と人員用通路43とが設置され、これ
らの機器搬出入通路と人員用通路とに対し水平面上で直
角方向に2つの機器通路44が設けられているが、機器
通路44は機器搬出入用通路42と人員用通路43とに
対し水平面上で一定の角度をもった位置に設置されれば
よい。つまり、機器通路44は機器搬出入通路42と人
員用通路43とに交わらなければよい。
【0049】このように構成された本実施形態による原
子炉格納容器1において、上部ドライウェル28および
下部ドライウェル29で事故が起こった際の気体の流れ
を図3に基づいて説明する。
子炉格納容器1において、上部ドライウェル28および
下部ドライウェル29で事故が起こった際の気体の流れ
を図3に基づいて説明する。
【0050】図3は、本実施形態による原子炉格納容器
21において、上部ドライウェル28および下部ドライ
ウェル29で万一の事故が発生した場合を仮定して、気
体の流れを説明する図である。
21において、上部ドライウェル28および下部ドライ
ウェル29で万一の事故が発生した場合を仮定して、気
体の流れを説明する図である。
【0051】ケース1(上部ドライウェルで事故が発生
した場合) 主蒸気配管破断事故など上部ドライウェル28で事故が
発生した際には、上部ドライウェル28の蒸気圧が上昇
し、一定以上の蒸気圧になると上部ドライウェル28専
用の垂直ベント管34および水平ベント管35を介して
サプレッションプール32の水中に蒸気が噴出する。こ
の噴出した高圧蒸気はサプレッションプール32の水に
より凝縮され、上部ドライウェル28の気圧を低減させ
る。
した場合) 主蒸気配管破断事故など上部ドライウェル28で事故が
発生した際には、上部ドライウェル28の蒸気圧が上昇
し、一定以上の蒸気圧になると上部ドライウェル28専
用の垂直ベント管34および水平ベント管35を介して
サプレッションプール32の水中に蒸気が噴出する。こ
の噴出した高圧蒸気はサプレッションプール32の水に
より凝縮され、上部ドライウェル28の気圧を低減させ
る。
【0052】一方、サプレッションプール32の水によ
り凝縮された高圧蒸気は、気体の熱膨張によりウェット
ウェル31の気相部の気圧を上昇させる。ウェットウェ
ル31の気相部の気圧が一定以上になると、下部ドライ
ウェル29に連通する連通孔40内に設けられたバキュ
ームブレーカ41が下部ドライウェル29側に解放さ
れ、ウェットウェル31の気相部からの高圧気体が下部
ドライウェル29に噴出する。つまり、この場合下部ド
ライウェル29をウェットウェル31の気相部とみなし
てよいことになる。
り凝縮された高圧蒸気は、気体の熱膨張によりウェット
ウェル31の気相部の気圧を上昇させる。ウェットウェ
ル31の気相部の気圧が一定以上になると、下部ドライ
ウェル29に連通する連通孔40内に設けられたバキュ
ームブレーカ41が下部ドライウェル29側に解放さ
れ、ウェットウェル31の気相部からの高圧気体が下部
ドライウェル29に噴出する。つまり、この場合下部ド
ライウェル29をウェットウェル31の気相部とみなし
てよいことになる。
【0053】従来の原子炉格納容器では、原子炉格納容
器を上部ドライウェルと下部ドライウェルとの和とウェ
ットウェルとに分け、内蔵される配管、機器などの容積
を除いた上部ドライウェルの自由空間体積V1 と下部ド
ライウェルの自由空間体積V2 との和V1 +V2 とウェ
ットウェルの自由空間V3 を解析の一条件として圧力解
析を行なっていた。
器を上部ドライウェルと下部ドライウェルとの和とウェ
ットウェルとに分け、内蔵される配管、機器などの容積
を除いた上部ドライウェルの自由空間体積V1 と下部ド
ライウェルの自由空間体積V2 との和V1 +V2 とウェ
ットウェルの自由空間V3 を解析の一条件として圧力解
析を行なっていた。
【0054】従来の1350MWe級ABWR型原子炉
格納容器の場合、設計圧力3.16kg/cm2 gに対
して解析上の誤差などを15%としてこれを満足した値
となっていた。このとき、上部ドライウェルの自由空間
体積V1 と下部ドライウェルの自由空間体積V2 との和
V1 +V2 に対するウェットウェルの自由空間体積V3
の比
格納容器の場合、設計圧力3.16kg/cm2 gに対
して解析上の誤差などを15%としてこれを満足した値
となっていた。このとき、上部ドライウェルの自由空間
体積V1 と下部ドライウェルの自由空間体積V2 との和
V1 +V2 に対するウェットウェルの自由空間体積V3
の比
【数1】V3 /(V1 +V2 ) が約0.81となっていた。
【0055】本実施形態では、上部ドライウェル28の
自由空間体積V1 に対する下部ドライウェル29の自由
空間体積V2 とウェットウェル31の自由空間体積V3
との和V2 +V3 の比
自由空間体積V1 に対する下部ドライウェル29の自由
空間体積V2 とウェットウェル31の自由空間体積V3
との和V2 +V3 の比
【数2】(V2 +V3 )/V1 が約0.81、またはそれ以上になれば、ウェットウェ
ル31の外壁の負荷が低減されることになり、上部ドラ
イウェル28、下部ドライウェル29、およびウェット
ウェル31の気相部の体積を低減でき、原子炉格納容器
21の体積を低減できる。
ル31の外壁の負荷が低減されることになり、上部ドラ
イウェル28、下部ドライウェル29、およびウェット
ウェル31の気相部の体積を低減でき、原子炉格納容器
21の体積を低減できる。
【0056】ケース2(下部ドライウェルで事故が発生
した場合) 小口径配管破断事故など下部ドライウェル29で事故が
発生した際には、下部ドライウェル29の蒸気圧が上昇
し、一定以上の蒸気圧になると下部ドライウェル29専
用の垂直ベント管38および水平ベント管39を介して
サプレッションプール32の水中に蒸気が噴出する。こ
の噴出した高圧蒸気はサプレッションプール32の水に
より凝縮され、下部ドライウェル29の気圧を低減させ
る。
した場合) 小口径配管破断事故など下部ドライウェル29で事故が
発生した際には、下部ドライウェル29の蒸気圧が上昇
し、一定以上の蒸気圧になると下部ドライウェル29専
用の垂直ベント管38および水平ベント管39を介して
サプレッションプール32の水中に蒸気が噴出する。こ
の噴出した高圧蒸気はサプレッションプール32の水に
より凝縮され、下部ドライウェル29の気圧を低減させ
る。
【0057】一方、サプレッションプール32の水によ
り凝縮された高圧蒸気は、気体の熱膨張によりウェット
ウェル31の気相部の気圧を上昇させる。ウェットウェ
ル31の気相部の気圧が一定以上になると、上部ドライ
ウェル28専用の垂直ベント管34に連通する連通孔3
6に設けられたバキュームブレーカ37が上部ドライウ
ェル28側に解放され、ウェットウェル31の気相部か
らの高圧気体が上部ドライウェル28に噴出する。つま
り、この場合上部ドライウェル28をウェットウェル3
1の気相部とみなしてよいことになる。
り凝縮された高圧蒸気は、気体の熱膨張によりウェット
ウェル31の気相部の気圧を上昇させる。ウェットウェ
ル31の気相部の気圧が一定以上になると、上部ドライ
ウェル28専用の垂直ベント管34に連通する連通孔3
6に設けられたバキュームブレーカ37が上部ドライウ
ェル28側に解放され、ウェットウェル31の気相部か
らの高圧気体が上部ドライウェル28に噴出する。つま
り、この場合上部ドライウェル28をウェットウェル3
1の気相部とみなしてよいことになる。
【0058】従来の原子炉格納容器では、前述したよう
に上部ドライウェルの自由空間体積V1 と下部ドライウ
ェルの自由空間体積V2 との和V1 +V2 に対するウェ
ットウェル自由空間体積V3 の比
に上部ドライウェルの自由空間体積V1 と下部ドライウ
ェルの自由空間体積V2 との和V1 +V2 に対するウェ
ットウェル自由空間体積V3 の比
【数3】V3 /(V1 +V2 ) が約0.81となっていた。
【0059】本実施形態では、下部ドライウェルの自由
空間体積V2 に対する上部ドライウェルの自由空間体積
V1 とウェットウェルの自由空間体積V3 との和V1 +
V3の比
空間体積V2 に対する上部ドライウェルの自由空間体積
V1 とウェットウェルの自由空間体積V3 との和V1 +
V3の比
【数4】(V1 +V3 )/V2 が約0.81またはそれ以上になれば、ウェットウェル
の外壁の負荷が低減されることになり、上部ドライウェ
ル28、下部ドライウェル29、およびウェットウェル
31の気相部の体積を低減でき、原子炉格納容器21の
体積を低減できる。
の外壁の負荷が低減されることになり、上部ドライウェ
ル28、下部ドライウェル29、およびウェットウェル
31の気相部の体積を低減でき、原子炉格納容器21の
体積を低減できる。
【0060】本実施形態によれば、上部ドライウェル2
8、下部ドライウェル29、およびウェットウェル31
の体積を低減でき、原子炉格納容器21の体積を低減で
きる。したがって、原子力発電プラントの建設における
材料コストおよび作業コストの低廉化、工期の短縮化等
の利点が得られる。
8、下部ドライウェル29、およびウェットウェル31
の体積を低減でき、原子炉格納容器21の体積を低減で
きる。したがって、原子力発電プラントの建設における
材料コストおよび作業コストの低廉化、工期の短縮化等
の利点が得られる。
【0061】しかも、プラント運転時に下部ドライウェ
ル29に立ち入ることができ、下部ドライウェル29の
機器の点検作業を行うことができるので、プラントをよ
り安全に運用することができ、プラントの信頼性を高め
ることができる。
ル29に立ち入ることができ、下部ドライウェル29の
機器の点検作業を行うことができるので、プラントをよ
り安全に運用することができ、プラントの信頼性を高め
ることができる。
【0062】なお、本実施形態による原子炉格納容器2
1は、従来と同様の電気出力の原子力発電プラントに関
しても適用できる。
1は、従来と同様の電気出力の原子力発電プラントに関
しても適用できる。
【0063】第2の実施の形態(図4) 本実施形態では、RPVペデスタルの外周側に上部ドラ
イウェル専用の垂直ベント管と水平ベント管とが設けら
れている点が前記第1実施形態と異なる。そのほかの構
成は前記弟1実施形態と異ならないので同一符号を付し
て説明を省略する。
イウェル専用の垂直ベント管と水平ベント管とが設けら
れている点が前記第1実施形態と異なる。そのほかの構
成は前記弟1実施形態と異ならないので同一符号を付し
て説明を省略する。
【0064】図4は、本発明に係る原子炉格納容器の第
2の実施の形態を示す全体的な概略断面図である。
2の実施の形態を示す全体的な概略断面図である。
【0065】本実施形態による原子炉格納容器21aで
は、図4に示すように、RPVペデスタル22の外周側
には、上部ドライウェル28専用のベント管として、上
端部で上部ドライウェル側に開口する垂直ベント管34
aが設けられている。この垂直ベント管34aは下端側
で複数の水平ベント管35aに接続し、この水平ベント
管35aはサプレッションプール32の水中に開口して
いる。
は、図4に示すように、RPVペデスタル22の外周側
には、上部ドライウェル28専用のベント管として、上
端部で上部ドライウェル側に開口する垂直ベント管34
aが設けられている。この垂直ベント管34aは下端側
で複数の水平ベント管35aに接続し、この水平ベント
管35aはサプレッションプール32の水中に開口して
いる。
【0066】また、上部ドライウェル28専用の垂直ベ
ント管34aには、ウェットウェル31の気相部と上部
ドライウェル28とを連通する連通孔36aが設けられ
ている。この連通孔36a内には、高圧気体流入手段と
してバキュームブレーカ(真空破壊弁)37aが設けら
れている。このバキュームブレーカ37aは、緊急時に
ウェットウェル31の気相部の過度な高圧気体を上部ド
ライウェル28へ選択的に許容するものである。
ント管34aには、ウェットウェル31の気相部と上部
ドライウェル28とを連通する連通孔36aが設けられ
ている。この連通孔36a内には、高圧気体流入手段と
してバキュームブレーカ(真空破壊弁)37aが設けら
れている。このバキュームブレーカ37aは、緊急時に
ウェットウェル31の気相部の過度な高圧気体を上部ド
ライウェル28へ選択的に許容するものである。
【0067】なお、本実施形態では、下部ドライウェル
38専用の垂直ベント管38と水平ベント管39とがR
PVペデスタル22内に設けられているが、RPVペデ
スタル22の外周側に下部ドライウェル29専用のベン
ト管を設けてもよい。
38専用の垂直ベント管38と水平ベント管39とがR
PVペデスタル22内に設けられているが、RPVペデ
スタル22の外周側に下部ドライウェル29専用のベン
ト管を設けてもよい。
【0068】本実施形態によれば、前記第1実施形態同
様の効果に加え、RPVペデスタル22内に上部ドライ
ウェル28専用の垂直ベント管34aおよび水平ベント
管35aを設ける必要がないため装置構成を簡略化でき
るという効果が得られる。
様の効果に加え、RPVペデスタル22内に上部ドライ
ウェル28専用の垂直ベント管34aおよび水平ベント
管35aを設ける必要がないため装置構成を簡略化でき
るという効果が得られる。
【0069】第3の実施の形態(図5) 本実施形態では、RPVペデスタルの外周側に上部ドラ
イウェル専用の垂直ベント管が設けられている点が前記
第1実施形態と異なる。そのほかの構成は前記第1実施
形態と異ならないので同一符号を付して説明を省略す
る。
イウェル専用の垂直ベント管が設けられている点が前記
第1実施形態と異なる。そのほかの構成は前記第1実施
形態と異ならないので同一符号を付して説明を省略す
る。
【0070】図5は、本発明に係る原子炉格納容器の第
3の実施の形態を示す全体的な概略断面図である。
3の実施の形態を示す全体的な概略断面図である。
【0071】本実施形態による原子炉格納容器21bで
は、図5に示すようにRPVペデスタルの外周側には、
上部ドライウェル28専用のベント管として、上端で上
部ドライウェル28側に開口する垂直ベント管34bが
設けられている。この垂直ベント管34bは下端でサプ
レッションプール32の水中に開口している。
は、図5に示すようにRPVペデスタルの外周側には、
上部ドライウェル28専用のベント管として、上端で上
部ドライウェル28側に開口する垂直ベント管34bが
設けられている。この垂直ベント管34bは下端でサプ
レッションプール32の水中に開口している。
【0072】また、上部ドライウェル28専用の垂直ベ
ント管34bには、ウェットウェル31の気相部と上部
ドライウェル28とを連通する連通孔36bが設けられ
ている。この連通孔36b内には、高圧気体流入手段と
してバキュームブレーカ37bが設けられている。この
バキュームブレーカ37bは、緊急時にウェットウェル
31の気相部の過度な高圧気体を上部ドライウェル28
へ選択的に許容するものである。
ント管34bには、ウェットウェル31の気相部と上部
ドライウェル28とを連通する連通孔36bが設けられ
ている。この連通孔36b内には、高圧気体流入手段と
してバキュームブレーカ37bが設けられている。この
バキュームブレーカ37bは、緊急時にウェットウェル
31の気相部の過度な高圧気体を上部ドライウェル28
へ選択的に許容するものである。
【0073】本実施形態によれば、前記第2実施形態同
様の効果に加え、上部ドライウェル28専用の水平ベン
ト管を必要としないので、装置構成を簡略化できるとい
う効果が得られる。
様の効果に加え、上部ドライウェル28専用の水平ベン
ト管を必要としないので、装置構成を簡略化できるとい
う効果が得られる。
【0074】
【発明の効果】以上に詳述したように本発明に係る原子
炉格納容器によれば、上部ドライウェルと下部ドライウ
ェルとを有効に利用することにより、原子力発電プラン
トにおいて電気出力の増大化の要求に対応し、安全に、
しかも比較的容易な手段でコンパクト化することがで
き、コンパクト化することにより原子力発電プラントの
建設の際のコストを低減でき、原子力発電プラント運用
上の経済性を向上させることができる。
炉格納容器によれば、上部ドライウェルと下部ドライウ
ェルとを有効に利用することにより、原子力発電プラン
トにおいて電気出力の増大化の要求に対応し、安全に、
しかも比較的容易な手段でコンパクト化することがで
き、コンパクト化することにより原子力発電プラントの
建設の際のコストを低減でき、原子力発電プラント運用
上の経済性を向上させることができる。
【0075】しかも、従来と同様の電気出力の原子力発
電プラントに関しても適用でき、原子炉格納容器のコン
パクト化と経済性の向上を図ることができる。
電プラントに関しても適用でき、原子炉格納容器のコン
パクト化と経済性の向上を図ることができる。
【0076】さらにまた、プラント運転時に下部ドライ
ウェルに立ち入ることができ、下部ドライウェルの機器
の点検作業を行うことができるので、プラントをより安
全に運用することができ、プラントの信頼性を高めるこ
とができる。
ウェルに立ち入ることができ、下部ドライウェルの機器
の点検作業を行うことができるので、プラントをより安
全に運用することができ、プラントの信頼性を高めるこ
とができる。
【図1】本発明に係る原子炉格納容器の第1の実施の形
態を示す全体的な概略断面図。
態を示す全体的な概略断面図。
【図2】図1のC−C矢視断面図。
【図3】本発明に係る原子炉格納容器の第1の実施の形
態において、上部ドライウェルおよび下部ドライウェル
で事故が発生した際の気体の流れを説明する図。
態において、上部ドライウェルおよび下部ドライウェル
で事故が発生した際の気体の流れを説明する図。
【図4】本発明に係る原子炉格納容器の第2の実施の形
態を示す全体的な概略断面図。
態を示す全体的な概略断面図。
【図5】本発明に係る原子炉格納容器の第3の実施の形
態を示す全体的な概略断面図。
態を示す全体的な概略断面図。
【図6】従来のABWRの原子炉格納容器の概略断面
図。
図。
【図7】図6のA−A矢視断面図。
【図8】図6のB−B矢視断面図。
1 原子炉格納容器 2 RPVペデスタル 3 支持スカート部 4 原子炉圧力容器 5 外周コンクリート壁 6 マットコンクリート壁 7 水平壁 8 上部ドライウェル 9 下部ドライウェル 10 ウェットウェル 11 サプレッションプール 12 連通孔 13 垂直ベント管 14 水平ベント管 15 機器搬出入用通路 16 人員用通路 21、21a、21b 原子炉格納容器 22 RPVペデスタル 23 支持スカート部 24 原子炉圧力容器 25 外周コンクリート壁 26 マットコンクリート壁 27 水平壁 28 上部ドライウェル 29 下部ドライウェル 30 空気調和機(下部ドライウェル専用) 31 ウェットウェル 32 サプレッションプール 33 シール材 34、34a、34b 垂直ベント管(上部ドライウェ
ル専用) 35、35a 水平ベント管(上部ドライウェル専用) 36、36a、36b 連通孔 37、37a、37b バキュームブレーカ(高圧気体
流入手段) 38 垂直ベント管(下部ドライウェル専用) 39 水平ベント管(下部ドライウェル専用) 40 連通孔 41 バキュームブレーカ(高圧気体流入手段) 42 機器搬出入用通路 43 人員用通路 44 機器通路
ル専用) 35、35a 水平ベント管(上部ドライウェル専用) 36、36a、36b 連通孔 37、37a、37b バキュームブレーカ(高圧気体
流入手段) 38 垂直ベント管(下部ドライウェル専用) 39 水平ベント管(下部ドライウェル専用) 40 連通孔 41 バキュームブレーカ(高圧気体流入手段) 42 機器搬出入用通路 43 人員用通路 44 機器通路
Claims (13)
- 【請求項1】 原子炉圧力容器、原子炉再循環系その他
の原子炉系の配管、機器を内包する外周コンクリート壁
と、この外周コンクリート壁の下方に位置し、前記外周
コンクリート壁を支持するマットコンクリート壁と、前
記外周コンクリート壁のほぼ中心位置で原子炉圧力容器
を支持するRPVペデスタルと、このRPVペデスタル
の上下方向ほぼ中央位置で前記外周コンクリート壁とR
PVペデスタルとを連結する水平壁と、前記外周コンク
リート壁、水平壁、RPVペデスタル、および原子炉圧
力容器により包囲された上部ドライウェルと、前記原子
炉圧力容器の下方に位置し、前記マットコンクリート
壁、RPVペデスタル、および原子炉圧力容器により包
囲され、原子炉冷却材再循環ポンプと制御棒駆動機構と
を有する下部ドライウェルと、この下部ドライウェルの
外周側で、前記外周コンクリート壁、マットコンクリー
ト壁、水平壁、およびRPVペデスタルにより包囲さ
れ、その下半側が水を貯溜したサプレッションプールと
されたウェットウェルと、前記原子炉圧力容器の支持位
置で前記上部ドライウェルと下部ドライウェルとを気密
に隔離する隔離手段と、前記上部ドライウェルとサプレ
ッションプールとを連通する上部ドライウェル専用のベ
ント管と、この上部ドライウェル専用のベント管とウェ
ットウェルの気相部とを連通する連通孔内に設置され、
非常時における一定以上の気圧により遮蔽状態を解除
し、且つ前記ウェットウェルの気相部から上部ドライウ
ェルへ選択的に気流を許容する上部ドライウェル専用の
高圧気体流入手段と、前記下部ドライウェルとサプレッ
ションプールとを連通する下部ドライウェル専用のベン
ト管と、前記下部ドライウェルとウェットウェルの気相
部とを連通する連通孔内に設置され、非常時における一
定以上の気圧により遮蔽状態を解除し、且つ前記ウェッ
トウェルの気相部から下部ドライウェルへ選択的に気流
を許容する下部ドライウェル専用の高圧気体流入手段と
を備えたことを特徴とする原子炉格納容器。 - 【請求項2】 請求項1記載の原子炉格納容器におい
て、上部ドライウェル専用のベント管は、RPVペデス
タル内に垂直に設けられ、その上端が上部ドライウェル
側に開口する垂直ベント管と、この垂直ベント管の下端
側に接続され、サプレッションプールの水中に開口する
水平ベント管とを備えたことを特徴とする原子炉格納容
器。 - 【請求項3】 請求項1記載の原子炉格納容器におい
て、上部ドライウェル専用のベント管は、RPVペデス
タルの外周側に設けられ、その上端が上部ドライウェル
側に開口し、下端がサプレッションプールの水中に開口
する垂直ベント管であることを特徴とする原子炉格納容
器。 - 【請求項4】 請求項1記載の原子炉格納容器におい
て、上部ドライウェル専用のベント管は、RPVペデス
タルの外周側に設けられ、その上端が上部ドライウェル
側に開口する垂直ベント管と、この垂直ベント管の下端
側に接続され、サプレッションプール水中に開口する水
平ベント管とを備えたことを特徴とする原子炉格納容
器。 - 【請求項5】 請求項1から4までのいずれかに記載の
原子炉格納容器において、下部ドライウェル専用のベン
ト管は、RPVペデスタル内に垂直に設けられ、その上
端が下部ドライウェル側に開口する垂直ベント管と、こ
の垂直ベント管の下端側に接続され、サプレッションプ
ールの水中に開口する水平ベント管とを備えたことを特
徴とする原子炉格納容器。 - 【請求項6】 請求項1から4までのいずれかに記載の
原子炉格納容器において、下部ドライウェル専用のベン
ト管は、RPVペデスタルの外周側に設けられ、その上
端が下部ドライウェル側に開口する垂直ベント管と、こ
の垂直ベント管の下端側に接続され、サプレッションプ
ールの水中に開口する水平ベント管とを備えたことを特
徴とする原子炉格納容器。 - 【請求項7】 請求項1から6までのいずれかに記載の
原子炉格納容器において、上部ドライウェル専用の高圧
気体流入手段は真空破壊装置であることを特徴とする原
子炉格納容器。 - 【請求項8】 請求項1から7までのいずれかに記載の
原子炉格納容器において、下部ドライウェル専用の高圧
気体流入手段は真空破壊装置であることを特徴とする原
子炉格納容器。 - 【請求項9】 請求項1から8までのいずれかに記載の
原子炉格納容器において、下部ドライウェルに下部ドラ
イウェル機器冷却専用の空気調和機を設けたことを特徴
とする原子炉格納容器。 - 【請求項10】 請求項1から9までのいずれかに記載
の原子炉格納容器において、外周コンクリート壁とウェ
ットウェルとRPVペデスタルとを貫通し、各種機器を
下部ドライウェルに搬出入する機器搬出入用通路と、外
周コンクリート壁とウェットウェルとRPVペデスタル
とを貫通し、下部ドライウェルで作業を行うために出入
りする人員用通路と、外周コンクリート壁とウェットウ
ェルとRPVペデスタルとを貫通し、下部ドライウェル
の各種配管およびケーブルを設置する機器通路とを設け
たことを特徴とする原子炉格納容器。 - 【請求項11】 請求項10記載の原子炉格納容器にお
いて、機器搬出入用通路と人員用通路とに対し水平面上
で一定の角度をもった方向に機器通路を設けたことを特
徴とする原子炉格納容器。 - 【請求項12】 請求項10または11記載の原子炉格
納容器において、機器通路内に原子炉冷却材再循環ポン
プの熱交換器冷却用配管と、制御棒駆動機構用の電気ケ
ーブルその他の下部ドライウェル内の機器の電気ケーブ
ルと、下部ドライウェル機器冷却専用の空気調和機への
冷却水配管とを設置したことを特徴とする原子炉格納容
器。 - 【請求項13】 請求項1から12までのいずれかに記
載の原子炉格納容器において、下部ドライウェルに大気
を充満することにより、この下部ドライウェルを人員の
呼吸可能な作業空間としたことを特徴とする原子炉格納
容器。
Priority Applications (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP10087411A JPH11281786A (ja) | 1998-03-31 | 1998-03-31 | 原子炉格納容器 |
CNB991034821A CN1141716C (zh) | 1998-03-31 | 1999-03-31 | 原子反应堆密封外壳 |
US09/282,202 US6173027B1 (en) | 1998-03-31 | 1999-03-31 | Primary containment vessel |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP10087411A JPH11281786A (ja) | 1998-03-31 | 1998-03-31 | 原子炉格納容器 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH11281786A true JPH11281786A (ja) | 1999-10-15 |
Family
ID=13914146
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP10087411A Pending JPH11281786A (ja) | 1998-03-31 | 1998-03-31 | 原子炉格納容器 |
Country Status (3)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US6173027B1 (ja) |
JP (1) | JPH11281786A (ja) |
CN (1) | CN1141716C (ja) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2011196964A (ja) * | 2010-03-24 | 2011-10-06 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉格納容器 |
Families Citing this family (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US6745533B2 (en) * | 2001-07-31 | 2004-06-08 | Tokyo Electric Power Company, Inc. | Building and construction method therefor |
DE10258354B3 (de) * | 2002-12-12 | 2004-07-29 | Framatome Anp Gmbh | Sicherheitsbehälter einer Kernkraftanlage |
US20050050892A1 (en) * | 2003-09-08 | 2005-03-10 | Len Gould | Gravity condensate and coolant pressurizing system |
JP2010203858A (ja) * | 2009-03-02 | 2010-09-16 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器冷却設備、原子炉格納容器および原子炉格納容器冷却方法 |
JP5238649B2 (ja) * | 2009-09-08 | 2013-07-17 | 株式会社東芝 | 原子炉格納容器およびそれを用いた原子力プラント |
JP5679783B2 (ja) * | 2010-11-29 | 2015-03-04 | 株式会社東芝 | 原子炉格納容器および原子力プラント |
US9295964B2 (en) | 2013-09-19 | 2016-03-29 | Chevron Phillips Chemical Company, Lp | Pressure relief for multiple polyolefin polymerization reactors |
JP2016017819A (ja) * | 2014-07-08 | 2016-02-01 | 株式会社東芝 | 原子力プラントおよびその改造方法 |
US9502142B2 (en) * | 2014-07-17 | 2016-11-22 | Nico M. Bonhomme | Containment for a water cooled and moderated nuclear reactor |
Family Cites Families (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH0770917B2 (ja) * | 1986-06-20 | 1995-07-31 | 日本電気株式会社 | 電圧制御発振器 |
JPH0682161B2 (ja) * | 1986-06-23 | 1994-10-19 | 呉羽化学工業株式会社 | 高屈折率樹脂レンズおよびその製造法 |
JPH08471B2 (ja) * | 1986-08-13 | 1996-01-10 | 松下電器産業株式会社 | プリンタカバ−装置 |
JP2793437B2 (ja) * | 1991-07-08 | 1998-09-03 | 株式会社東芝 | 原子炉格納容器 |
US5301215A (en) * | 1992-11-25 | 1994-04-05 | General Electric Company | Nuclear reactor building |
JP3149606B2 (ja) * | 1993-03-11 | 2001-03-26 | 株式会社日立製作所 | 原子炉格納容器の冷却システム |
US5426681A (en) * | 1994-01-04 | 1995-06-20 | General Electric Company | Boiling water reactor with combined active and passive safety systems |
-
1998
- 1998-03-31 JP JP10087411A patent/JPH11281786A/ja active Pending
-
1999
- 1999-03-31 CN CNB991034821A patent/CN1141716C/zh not_active Expired - Fee Related
- 1999-03-31 US US09/282,202 patent/US6173027B1/en not_active Expired - Lifetime
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2011196964A (ja) * | 2010-03-24 | 2011-10-06 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉格納容器 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
US6173027B1 (en) | 2001-01-09 |
CN1230753A (zh) | 1999-10-06 |
CN1141716C (zh) | 2004-03-10 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US9793015B2 (en) | Containment vessel and nuclear power plant therewith | |
EP2680272B1 (en) | Nuclear power plant and passive containment cooling system | |
US8711997B2 (en) | Reactor core of liquid metal cooled reactor | |
US3937651A (en) | Nuclear reactor facility | |
TW201239897A (en) | Reactor containment vessel and nuclear power plant | |
CN103985422A (zh) | 基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应***及其核电站 | |
CN102412000B (zh) | 一种核电站乏燃料贮存竖井*** | |
US5215708A (en) | Reactor building assembly and method of operation | |
JPH11281786A (ja) | 原子炉格納容器 | |
JP6550479B2 (ja) | 原子力発電所の使用済燃料乾式貯蔵用の廃熱排出換気システム | |
JPH0731269B2 (ja) | 液体金属冷却原子炉の受動冷却系 | |
US3929568A (en) | Nuclear power plant containment construction | |
US5392326A (en) | Boiling water reactor | |
JP2004085234A (ja) | 原子炉格納設備 | |
JP2000284086A (ja) | 原子炉格納容器 | |
JPH0990081A (ja) | 原子力プラント | |
KR840002080B1 (ko) | 원자로 제어장치 | |
JP2592888B2 (ja) | 原子炉格納容器 | |
CN106847348A (zh) | 一种ads安全壳*** | |
JP2000292581A (ja) | 原子炉格納容器 | |
CN117166825A (zh) | 反应堆厂房结构 | |
JPH10282285A (ja) | 原子炉建屋 | |
Pluta et al. | PRISM: An Innovative Inherently Safe Modular Sodium Cooled Breeder Reactor | |
Davies | Pool-type LMFBR plant, 1000 MWe Phase A design. Executive summary | |
Link et al. | Terminal report on the Mighty Mouse highflux research reactor project |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20040720 |
|
A521 | Written amendment |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20040921 |
|
A02 | Decision of refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A02 Effective date: 20050809 |