JPS6244687A - 原子炉格納設備 - Google Patents
原子炉格納設備Info
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- JPS6244687A JPS6244687A JP60184305A JP18430585A JPS6244687A JP S6244687 A JPS6244687 A JP S6244687A JP 60184305 A JP60184305 A JP 60184305A JP 18430585 A JP18430585 A JP 18430585A JP S6244687 A JPS6244687 A JP S6244687A
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- Japan
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- reactor
- pressure
- vessel
- suppression chamber
- dry well
- 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.)
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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】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
［発明の技術分野１
本発明は、原子炉格納設備に関する。
［′Ｑ明の技術的背橙１
沸騰水型原子炉等の軽水炉では、従来圧力抑制型と呼ば
れる格納容器が設けられている。以下にその一例を第４
図に示し、原子炉格納設備の従来例を説明する。ここで
第１図に従来例に係る原子炉格納設備の概略縦断面図を
示ず。第１図において、原子炉格納設備の上部を形成し
、かつ気密性及び耐圧性を有するドライウェル１内には
原子炉圧力容器３が設置され、この原子炉圧力容器３は
原子炉ペデスタル２の上部に据付けられている。またこ
のドライウェル１内には原子炉圧力容器３への接続配管
４とこれに付属する弁その他の機器等（図示せず）が収
容されている。また、このドライウェル１に隣接して圧
力抑制室５が設けられており、この中には多聞の冷却材
（以下プール水と呼ぶ）６が貯溜されている。そして、
前記ドライウェル１と圧力抑制室５はベント管７で連通
されており、このベント管７の下端はプール水６の中に
解放されている。
れる格納容器が設けられている。以下にその一例を第４
図に示し、原子炉格納設備の従来例を説明する。ここで
第１図に従来例に係る原子炉格納設備の概略縦断面図を
示ず。第１図において、原子炉格納設備の上部を形成し
、かつ気密性及び耐圧性を有するドライウェル１内には
原子炉圧力容器３が設置され、この原子炉圧力容器３は
原子炉ペデスタル２の上部に据付けられている。またこ
のドライウェル１内には原子炉圧力容器３への接続配管
４とこれに付属する弁その他の機器等（図示せず）が収
容されている。また、このドライウェル１に隣接して圧
力抑制室５が設けられており、この中には多聞の冷却材
（以下プール水と呼ぶ）６が貯溜されている。そして、
前記ドライウェル１と圧力抑制室５はベント管７で連通
されており、このベント管７の下端はプール水６の中に
解放されている。
以上の構成において、前記ドライウェル１内における原
子炉圧力容器３への接続配管４に被断が生じ冷却材喪失
事故が発生した場合、まずドライウェル１内に封入され
ている窒素等の非凝縮性ガスがベント管７の下端から圧
力抑ｆｉＩ１１室５内のプール水６中に放出される。こ
れに引き続いて破断口から流出した冷却材及び蒸気が同
様にベント管７を介して、プール水６中に噴出されるが
、蒸気は凝縮され、格納容器内の圧力上昇は防止され、
また流出した冷却材も格納容器内に封じ込められ環境へ
の放出が防止されるようになっている。
子炉圧力容器３への接続配管４に被断が生じ冷却材喪失
事故が発生した場合、まずドライウェル１内に封入され
ている窒素等の非凝縮性ガスがベント管７の下端から圧
力抑ｆｉＩ１１室５内のプール水６中に放出される。こ
れに引き続いて破断口から流出した冷却材及び蒸気が同
様にベント管７を介して、プール水６中に噴出されるが
、蒸気は凝縮され、格納容器内の圧力上昇は防止され、
また流出した冷却材も格納容器内に封じ込められ環境へ
の放出が防止されるようになっている。
ここで、前記非凝縮性ガスはプール水６中で、＋
＊ Ｍ ′１’Ｌ ’：Ｋ ’ｉ’ （７）
”ｌ” ＪＥＥ力！Ｉｉ’ｌ Ｍ ５ （７） ％ ＠
？Ａ ＩＬ ８ ■ することになる。そして、冷却材喪失事故時に破断口か
ら冷却材の流出が続き蒸気を連続的に供給するため比較
的短時間でドライウェル１内の非凝縮性ガスが殆ど圧力
抑制室５の気相部へ移行した状態となりこの圧力抑制室
５内はかなり高圧となる。さらにこの圧力抑制窯内圧力
にベント管７の水頭差を加えたものがドライウェル圧力
となる。従って冷却材喪失事故時の格納容器内圧力はド
ライウェル１と圧力抑制室５の気相部の体積比に強く支
配されることになる。
＊ Ｍ ′１’Ｌ ’：Ｋ ’ｉ’ （７）
”ｌ” ＪＥＥ力！Ｉｉ’ｌ Ｍ ５ （７） ％ ＠
？Ａ ＩＬ ８ ■ することになる。そして、冷却材喪失事故時に破断口か
ら冷却材の流出が続き蒸気を連続的に供給するため比較
的短時間でドライウェル１内の非凝縮性ガスが殆ど圧力
抑制室５の気相部へ移行した状態となりこの圧力抑制室
５内はかなり高圧となる。さらにこの圧力抑制窯内圧力
にベント管７の水頭差を加えたものがドライウェル圧力
となる。従って冷却材喪失事故時の格納容器内圧力はド
ライウェル１と圧力抑制室５の気相部の体積比に強く支
配されることになる。
即ら、ドライウェル１内の自由空間体積に対して圧力抑
制室５の気相部の体積が大きければ大きい程、冷却材喪
失事故後の原子炉格納容器の内圧を低く抑えることが可
能となる。
制室５の気相部の体積が大きければ大きい程、冷却材喪
失事故後の原子炉格納容器の内圧を低く抑えることが可
能となる。
［背頭技術の問題点］
以上の構成において、冷却材喪失事故時の格納容器内圧
力はドライウェルと圧力抑制室の気相部の体積比に強く
依存するため原子炉の大型化に伴なってドライウェル体
積が増大した場合これに見合うだけの圧力抑ｉｌｌ室の
気相部体積を確保する必要があり、蒸気凝縮を安定に行
うためのプール水母も増加することが、考慮される。
力はドライウェルと圧力抑制室の気相部の体積比に強く
依存するため原子炉の大型化に伴なってドライウェル体
積が増大した場合これに見合うだけの圧力抑ｉｌｌ室の
気相部体積を確保する必要があり、蒸気凝縮を安定に行
うためのプール水母も増加することが、考慮される。
よって、格納容器の大型化もしくは最高使用圧力の上昇
につながるためこれが設計上の問題となる恐れがあった
。
につながるためこれが設計上の問題となる恐れがあった
。
［発明の目的］
本発明の目的は原子炉格納容器の圧力抑制室空間部を圧
力開放型とすることにより従来のドライウェル対圧力抑
制室空間部の体積比に拘束されない格納設備を提供し格
納容器及び原子炉建屋の縮小と格納容器の耐Ｈ−条件の
緩和を同時に可能とすることにある。
力開放型とすることにより従来のドライウェル対圧力抑
制室空間部の体積比に拘束されない格納設備を提供し格
納容器及び原子炉建屋の縮小と格納容器の耐Ｈ−条件の
緩和を同時に可能とすることにある。
［発明の概要〕
本発明は、原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器を格
納する原子炉格納容器と、この原子炉格納容器の底部に
固定されかつ原子炉圧力よあきを支持する原子炉ペデス
タルと、前記原子炉圧力容器の下部に形成され内部に冷
却材を保有する圧力抑制室と、前記原子炉圧力容器の上
部に形成されたドライウェルと、このドライウェルに上
方を開放しかつ下方を圧力抑制室内の冷却材中に開放し
たベント管とから成る原子炉格納設備において、前記圧
力抑制室内と前記原子炉格納容器外とを連通させる連通
配管を原子炉格納容器の下部に設け、この連通配管には
前記圧力抑制室内の圧力が設５１圧以上になった場合に
開動作する逃し弁と、この逃し弁が開動作した後設定時
間が経過した場合に閉動作する閉鎖弁とを設けて成るこ
とを特徴とする原子炉格納設備にある。
納する原子炉格納容器と、この原子炉格納容器の底部に
固定されかつ原子炉圧力よあきを支持する原子炉ペデス
タルと、前記原子炉圧力容器の下部に形成され内部に冷
却材を保有する圧力抑制室と、前記原子炉圧力容器の上
部に形成されたドライウェルと、このドライウェルに上
方を開放しかつ下方を圧力抑制室内の冷却材中に開放し
たベント管とから成る原子炉格納設備において、前記圧
力抑制室内と前記原子炉格納容器外とを連通させる連通
配管を原子炉格納容器の下部に設け、この連通配管には
前記圧力抑制室内の圧力が設５１圧以上になった場合に
開動作する逃し弁と、この逃し弁が開動作した後設定時
間が経過した場合に閉動作する閉鎖弁とを設けて成るこ
とを特徴とする原子炉格納設備にある。
［発明の実施例１
以下、本発明の第１実施例を第１図を参照して説明する
。第１図は本発明の第１の実施例を示す概略系統図であ
り、原子炉圧力容器１３及び接続配管１４とこれに付属
する弁その他の機器等（図示せず）を収容したドライウ
ェル１１に隣接してプール水１６を貯溜した圧力抑制室
１５が設けれている。圧力抑制室１５の空間部には排気
η１１０へ通じる連通配管１８が接続され、さらにこの
連通配管１８には冷却材喪失事故直後、圧力抑制室１５
の空間部へ移行した非凝縮性ガスを急速に放出するため
の逃し弁１９及び格納容器内の雰囲気が事故侵艮期間に
わたって環境へ開放されるのを防止するための閉鎖弁２
０が備えられている。
。第１図は本発明の第１の実施例を示す概略系統図であ
り、原子炉圧力容器１３及び接続配管１４とこれに付属
する弁その他の機器等（図示せず）を収容したドライウ
ェル１１に隣接してプール水１６を貯溜した圧力抑制室
１５が設けれている。圧力抑制室１５の空間部には排気
η１１０へ通じる連通配管１８が接続され、さらにこの
連通配管１８には冷却材喪失事故直後、圧力抑制室１５
の空間部へ移行した非凝縮性ガスを急速に放出するため
の逃し弁１９及び格納容器内の雰囲気が事故侵艮期間に
わたって環境へ開放されるのを防止するための閉鎖弁２
０が備えられている。
なお逃し弁１９はラブチャーディスク等であっても目的
は達することができる。
は達することができる。
冷却剤喪失事故が発生した場合、ドライウェル１１内に
封入されていた窒素等の非凝縮性ガスと破断口から流出
した冷却材及び蒸気がベント管１７を介してプール水１
６中に放出され蒸気は凝縮されるが非凝縮性ガスは凝縮
されない。このため、圧力抑制室１５の空間部へ非凝縮
性ガスは移行し圧力抑制室１５内の圧力は上昇を続ける
。
封入されていた窒素等の非凝縮性ガスと破断口から流出
した冷却材及び蒸気がベント管１７を介してプール水１
６中に放出され蒸気は凝縮されるが非凝縮性ガスは凝縮
されない。このため、圧力抑制室１５の空間部へ非凝縮
性ガスは移行し圧力抑制室１５内の圧力は上昇を続ける
。
その模圧力が逃し弁１９の設定開放圧力まで上昇すると
圧力抑制室空間部の非凝縮性ガスは排気塔１０を経て放
出されるため格納容器内の圧力はこれ以上上界すること
はない。従って、全ての非凝縮性ガスが圧力抑制室空間
部へ移行した状態に相当する耐圧性を確保する必要はな
く耐圧］ 条件の緩和をはかることができる。
圧力抑制室空間部の非凝縮性ガスは排気塔１０を経て放
出されるため格納容器内の圧力はこれ以上上界すること
はない。従って、全ての非凝縮性ガスが圧力抑制室空間
部へ移行した状態に相当する耐圧性を確保する必要はな
く耐圧］ 条件の緩和をはかることができる。
また、このような事故後短時間のうらには、燃料棒から
の大量の核***生成ガスの放出はあり得ないことが明ら
かになっており、非凝縮性ガスを環境へ放出しても公衆
の安全をおびやかす恐れはない。
の大量の核***生成ガスの放出はあり得ないことが明ら
かになっており、非凝縮性ガスを環境へ放出しても公衆
の安全をおびやかす恐れはない。
次に第２図を参照して本発明の第２の実施例を示す。こ
の第２の実施例は第１の実施例に示した原子炉格納容器
が複数基（図では２基）で共用する格納ｍ設を具備した
ことを特徴としている。第２図において原子炉格納設備
の上部を形成し、かつ気密性及び耐圧性を有するドライ
ウェル４１．４ｉ内には原子炉圧力容器４３．４３が設
置され、この原子炉圧力容器４３．４３は原子炉ペデス
タル４２．４２の上部に据付けられている。またこのド
ライウェル４１．４１内には原子炉圧力容器４３．４３
への接続配管４４．４４とこれにイ１属する弁その他の
機器等（図示せず）が収容されている。またこのドライ
ウェル４１．４１に隣接して圧力抑制室４５．４５が設
けられており、この中には多量のプール水４６．４６が
貯部されている。そして前記ドライウェル４１．４１と
圧力抑制室４５．４５はベント管４７．４７で連通され
ておりこのベント管４７．４７の下端はプール水４６．
４６の中に開放されている。そして圧力抑制室２５．２
５の空１２！１部から排気塔１０ａへ通じている連通配
管２８．２８の途中には格納Ｍｐｉ３１へ分岐する配管
が弁３２を介して設けられている。そしてこの連通配管
２８．２８には冷却材喪失事故直後、圧力抑制室２５．
２５の空間部へ移行した非凝縮性ガスを急速に放出する
ための逃し弁２９．及び格納容器内の雰囲気が事故後長
期間にわたって環境へ開放されるのを防止するための閉
鎖弁３０が設けられている。また、前記格納施設３１は
非数基の格納施設の間に設置された共用建屋３６内に収
容されている。そして、この共用建屋３６には非常用ガ
ス処理装置であるブロア３３．フィルタ３４及びこれら
に給電する非常用電源（図示せず）が収納されている。
の第２の実施例は第１の実施例に示した原子炉格納容器
が複数基（図では２基）で共用する格納ｍ設を具備した
ことを特徴としている。第２図において原子炉格納設備
の上部を形成し、かつ気密性及び耐圧性を有するドライ
ウェル４１．４ｉ内には原子炉圧力容器４３．４３が設
置され、この原子炉圧力容器４３．４３は原子炉ペデス
タル４２．４２の上部に据付けられている。またこのド
ライウェル４１．４１内には原子炉圧力容器４３．４３
への接続配管４４．４４とこれにイ１属する弁その他の
機器等（図示せず）が収容されている。またこのドライ
ウェル４１．４１に隣接して圧力抑制室４５．４５が設
けられており、この中には多量のプール水４６．４６が
貯部されている。そして前記ドライウェル４１．４１と
圧力抑制室４５．４５はベント管４７．４７で連通され
ておりこのベント管４７．４７の下端はプール水４６．
４６の中に開放されている。そして圧力抑制室２５．２
５の空１２！１部から排気塔１０ａへ通じている連通配
管２８．２８の途中には格納Ｍｐｉ３１へ分岐する配管
が弁３２を介して設けられている。そしてこの連通配管
２８．２８には冷却材喪失事故直後、圧力抑制室２５．
２５の空間部へ移行した非凝縮性ガスを急速に放出する
ための逃し弁２９．及び格納容器内の雰囲気が事故後長
期間にわたって環境へ開放されるのを防止するための閉
鎖弁３０が設けられている。また、前記格納施設３１は
非数基の格納施設の間に設置された共用建屋３６内に収
容されている。そして、この共用建屋３６には非常用ガ
ス処理装置であるブロア３３．フィルタ３４及びこれら
に給電する非常用電源（図示せず）が収納されている。
以上の構成によって設計基準事故の範囲内における各機
器の作用は第１の実施例と同様となる。仮に何らかの原
因により設計基準事故を越えるような事故が発生し炉心
の損傷が進行して大量の核***生成ガスの放出と水・金
属反応による水素の発生及び格納容器内圧力の上昇が持
続するような場合には、配管２８を通して排気塔から格
納容器内の雰囲気を放出し続けることは望ましくない。
器の作用は第１の実施例と同様となる。仮に何らかの原
因により設計基準事故を越えるような事故が発生し炉心
の損傷が進行して大量の核***生成ガスの放出と水・金
属反応による水素の発生及び格納容器内圧力の上昇が持
続するような場合には、配管２８を通して排気塔から格
納容器内の雰囲気を放出し続けることは望ましくない。
そこで原子炉格納容器内の放射能の存在を放射線モニタ
により監視しｔＩｌｔＪＪ能高となった場合には弁３０
を閉とし、ざらに弁３２を間とし格納１Ａ設３１へ開放
することによって格納容器内圧力の上昇を緩和し核***
生成ガスの環境放出も抑止することができる。格納施設
１内は隣接する原子炉の運転停止にかかわりなく常に不
活性化しておくことが可能であり、蒸気炉心損傷時に又
大！１発生した水素を流入させてもそれだけでは可燃限
界に至ることはない。（水素分圧が上昇するのみ）一方
事故後艮期間にわたって水の放射線分解により発生する
Ｍｌに対しては予め格納容器及び格納Ｍ設３１内に設け
られたイグナイタ（可燃性ガスを電気的に燃焼させる装
置！ｆ）３５あるいは通常の可燃性ガス濃度制御系によ
り低濃度のうちに燃焼さゼることができるため格納容器
の健全性がおびやかされるおそれはない。
により監視しｔＩｌｔＪＪ能高となった場合には弁３０
を閉とし、ざらに弁３２を間とし格納１Ａ設３１へ開放
することによって格納容器内圧力の上昇を緩和し核***
生成ガスの環境放出も抑止することができる。格納施設
１内は隣接する原子炉の運転停止にかかわりなく常に不
活性化しておくことが可能であり、蒸気炉心損傷時に又
大！１発生した水素を流入させてもそれだけでは可燃限
界に至ることはない。（水素分圧が上昇するのみ）一方
事故後艮期間にわたって水の放射線分解により発生する
Ｍｌに対しては予め格納容器及び格納Ｍ設３１内に設け
られたイグナイタ（可燃性ガスを電気的に燃焼させる装
置！ｆ）３５あるいは通常の可燃性ガス濃度制御系によ
り低濃度のうちに燃焼さゼることができるため格納容器
の健全性がおびやかされるおそれはない。
このように格納施設３１及びイグナイタ３５は設計基準
事故を越えるような炉心１１１傷事故への対応能力を飛
躍的に向上させるものであるがその性格上安全グレード
とする必要がないため保安規定等の厳しい制約を受ける
こともなく施設間共用が容易でありさしたるコストの増
大なく設置可能である。
事故を越えるような炉心１１１傷事故への対応能力を飛
躍的に向上させるものであるがその性格上安全グレード
とする必要がないため保安規定等の厳しい制約を受ける
こともなく施設間共用が容易でありさしたるコストの増
大なく設置可能である。
また本実施例では格納施設３１のみならず非常用ガス処
理装置３３．３４及びこれらに給電する非常用電源（図
示せず）等プラント間で共用可能な機器を収容する共用
建屋３６を設けることによって共用による建屋容積の縮
小及び建設コスト・期間の低減が可能になる。
理装置３３．３４及びこれらに給電する非常用電源（図
示せず）等プラント間で共用可能な機器を収容する共用
建屋３６を設けることによって共用による建屋容積の縮
小及び建設コスト・期間の低減が可能になる。
ここで第３図に本発明の第３の実施例を示す概略系統図
を示す。第３図において原子炉格納設備の上部を形成し
、かつ気密性及び耐圧性を有するドライウェル４１．４
１内には原子炉圧内容１ 器４３．４３が設
置され、この原子炉圧力容器４３゜４３は原子炉ペデス
タル４２．４２の上部に据付けられている。またこのド
ライウェル４１．４ｉ内には原子炉圧力容器４３．４３
への接続配管４４．４４とこれに付属する弁その他の機
器等（図示せず）が収容されている。また、このドライ
ウェル４１゜４１に隣接して圧力抑制室４５．４５が設
けられており、この中には多量のプール水４６．４６が
貯溜されている。そして前記ドライウェル４１．４１と
圧力抑制室４５．４５はベント管４７．４７で連通され
ており、このベント管４７．４７の下端はプール水４６
゜４６の中に開放されている。そして、圧力抑制室４５
、４５の空間部から排気塔１０ｂへ通じている連通配管
４８．４８の途中には各連通配管に接続する配管が弁５
２．５２を介して分岐されている。そして、この連通配
管４８．４８には冷却材喪失事故直後、圧力抑制室４５
の空間部へ移行して来た非凝縮性ガスを急速に放出する
ための逃し弁４９及び格納容器内の雰囲気が事故後長期
間にわたって環境へ開放されるのを防止するための口】
４弁５０が設けられている。
を示す。第３図において原子炉格納設備の上部を形成し
、かつ気密性及び耐圧性を有するドライウェル４１．４
１内には原子炉圧内容１ 器４３．４３が設
置され、この原子炉圧力容器４３゜４３は原子炉ペデス
タル４２．４２の上部に据付けられている。またこのド
ライウェル４１．４ｉ内には原子炉圧力容器４３．４３
への接続配管４４．４４とこれに付属する弁その他の機
器等（図示せず）が収容されている。また、このドライ
ウェル４１゜４１に隣接して圧力抑制室４５．４５が設
けられており、この中には多量のプール水４６．４６が
貯溜されている。そして前記ドライウェル４１．４１と
圧力抑制室４５．４５はベント管４７．４７で連通され
ており、このベント管４７．４７の下端はプール水４６
゜４６の中に開放されている。そして、圧力抑制室４５
、４５の空間部から排気塔１０ｂへ通じている連通配管
４８．４８の途中には各連通配管に接続する配管が弁５
２．５２を介して分岐されている。そして、この連通配
管４８．４８には冷却材喪失事故直後、圧力抑制室４５
の空間部へ移行して来た非凝縮性ガスを急速に放出する
ための逃し弁４９及び格納容器内の雰囲気が事故後長期
間にわたって環境へ開放されるのを防止するための口】
４弁５０が設けられている。
また、共用建屋５６は被数基の格納施設の間に設置され
ている。そして、この共用建屋５６には非常用ガス処理
装置であるブロア５３．フィルタ５４及びこれらに給電
する非常用電源（図示せず）が収納されている。
ている。そして、この共用建屋５６には非常用ガス処理
装置であるブロア５３．フィルタ５４及びこれらに給電
する非常用電源（図示せず）が収納されている。
以上の構成によって、本発明の第３実施例ではプラント
間で共用する格納施設を設けるかわりに他プラントの原
子炉格納容器内へ事故発生プラントの原子炉格納容器内
雰囲気を放出することを特徴としている。これにより前
記第２の実施例と同様の安全上の機能が得られると同時
に共用の格納施設を設置する必要がなくなりより低廉な
コストにより設計が行えるという利点が（ｑられる。
間で共用する格納施設を設けるかわりに他プラントの原
子炉格納容器内へ事故発生プラントの原子炉格納容器内
雰囲気を放出することを特徴としている。これにより前
記第２の実施例と同様の安全上の機能が得られると同時
に共用の格納施設を設置する必要がなくなりより低廉な
コストにより設計が行えるという利点が（ｑられる。
［１明の効果］
以上説明したように本発明によれば、原子炉格納容器の
圧力抑制室に大気に開放する連通管を設けたので、ドラ
イウェル対圧力抑制室空間部の体積比に拘束されない原
子炉格納設備を提供し、格納容器及び原子炉建屋の縮小
と格納容器の耐圧条件を緩和することができる。
圧力抑制室に大気に開放する連通管を設けたので、ドラ
イウェル対圧力抑制室空間部の体積比に拘束されない原
子炉格納設備を提供し、格納容器及び原子炉建屋の縮小
と格納容器の耐圧条件を緩和することができる。
第１図から第３図はそれぞれ本発明の第１実施例から第
３実施例を示す原子炉格納容器の構成を示ｆ概略系統図
であり、第４図は従来の原子炉格納容器の構成を示す概
略系統図である。 １ 、１１．２１．４１・・・ドライウェル２ 、１２
．２２．４２・・・原子炉ペデスタル３ 、１３．２３
．４３・・・原子炉圧力容器５、１５．２５．４５・・
・圧力抑＄り室６、１Ｇ、 ２６．４６・・・プール水
７ 、１７．２７．４７．・・・ベント管１８、２８．
４８・・・連通配管 １９、２９．４９・・・逃し弁 ２０、３０．５０・・・閉鎖弁 代理人 弁理士 則 近 憲 佑 同 三 俣 弘 文第１図 〜） マ 第４図
３実施例を示す原子炉格納容器の構成を示ｆ概略系統図
であり、第４図は従来の原子炉格納容器の構成を示す概
略系統図である。 １ 、１１．２１．４１・・・ドライウェル２ 、１２
．２２．４２・・・原子炉ペデスタル３ 、１３．２３
．４３・・・原子炉圧力容器５、１５．２５．４５・・
・圧力抑＄り室６、１Ｇ、 ２６．４６・・・プール水
７ 、１７．２７．４７．・・・ベント管１８、２８．
４８・・・連通配管 １９、２９．４９・・・逃し弁 ２０、３０．５０・・・閉鎖弁 代理人 弁理士 則 近 憲 佑 同 三 俣 弘 文第１図 〜） マ 第４図
Claims (1)
- （１）原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器を格納す
る原子炉格納容器と、この原子炉格納容器の底部に固定
されかつ原子炉圧力容器を支持する原子炉ペデスタルと
、前記原子炉圧力容器の下部に形成され内部に冷却材を
保有する圧力抑制室と、前記原子炉圧力容器の上部に形
成されたドライウェルと、このドライウェルに上方を開
放しかつ下方を圧力抑制室内の冷却材内に開放したベン
ト管とから成る原子炉格納設備において、前記圧力抑制
室内と前記原子炉格納容器外とを連通させる連通配管を
原子炉可能容器の下部に設け、この連通配管には前記圧
力抑制室内の圧力が設計圧以上になった場合に開動作す
る逃し弁と、この逃し弁が開動作した後設定時間が経過
した場合に閉動作する閉鎖弁とを設けて成ることを特徴
とする原子炉格納設備。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60184305A JPH0675110B2 (ja) | 1985-08-23 | 1985-08-23 | 原子炉格納設備 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60184305A JPH0675110B2 (ja) | 1985-08-23 | 1985-08-23 | 原子炉格納設備 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6244687A true JPS6244687A (ja) | 1987-02-26 |
| JPH0675110B2 JPH0675110B2 (ja) | 1994-09-21 |
Family
ID=16151007
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60184305A Expired - Lifetime JPH0675110B2 (ja) | 1985-08-23 | 1985-08-23 | 原子炉格納設備 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0675110B2 (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63229390A (ja) * | 1987-03-18 | 1988-09-26 | 株式会社日立製作所 | 原子炉 |
| US4927596A (en) * | 1988-08-12 | 1990-05-22 | Electric Power Research Institute, Inc. | Self-actuating pressure relief device and method for nuclear containment |
| US5106571A (en) * | 1989-03-20 | 1992-04-21 | Wade Gentry E | Containment heat removal system |
| JPH10260293A (ja) * | 1997-03-17 | 1998-09-29 | Shimizu Corp | 原子炉施設 |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS59184887A (ja) * | 1983-04-06 | 1984-10-20 | 株式会社東芝 | 原子炉格納容器減圧装置 |
| JPS60127495A (ja) * | 1983-12-13 | 1985-07-08 | 日本原子力事業株式会社 | マルチプラントにおける圧力抑制室減圧装置 |
-
1985
- 1985-08-23 JP JP60184305A patent/JPH0675110B2/ja not_active Expired - Lifetime
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS59184887A (ja) * | 1983-04-06 | 1984-10-20 | 株式会社東芝 | 原子炉格納容器減圧装置 |
| JPS60127495A (ja) * | 1983-12-13 | 1985-07-08 | 日本原子力事業株式会社 | マルチプラントにおける圧力抑制室減圧装置 |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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| US5087408A (en) * | 1987-03-18 | 1992-02-11 | Kenji Tominaga | Nuclear power facilities |
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| JPH10260293A (ja) * | 1997-03-17 | 1998-09-29 | Shimizu Corp | 原子炉施設 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0675110B2 (ja) | 1994-09-21 |
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