JPS6321595A - Nuclear reactor container - Google Patents
Nuclear reactor containerInfo
- Publication number
- JPS6321595A JPS6321595A JP61166286A JP16628686A JPS6321595A JP S6321595 A JPS6321595 A JP S6321595A JP 61166286 A JP61166286 A JP 61166286A JP 16628686 A JP16628686 A JP 16628686A JP S6321595 A JPS6321595 A JP S6321595A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- containment vessel
- pressure
- reactor
- dry well
- suppression
- 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
- 230000001629 suppression Effects 0.000 claims description 32
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 14
- 238000005192 partition Methods 0.000 description 4
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 2
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 238000005461 lubrication Methods 0.000 description 1
- 210000002268 wool Anatomy 0.000 description 1
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】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。(57) [Abstract] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の目的〕
(産業上の利用分野)
本発f!11は内部に原子炉圧力容器が設置された原子
炉格納容器に係り、とりわけ設計圧力を低減することが
できる原子炉格納容器に関する。[Detailed Description of the Invention] [Object of the Invention] (Field of Industrial Application) The invention f! Reference numeral 11 relates to a reactor containment vessel in which a reactor pressure vessel is installed, and particularly relates to a reactor containment vessel that can reduce design pressure.
(従来の技術)
従来の沸騰水形原子力発電所の原子炉格納容器は圧力抑
υ1機能による格納構造となっている。(Prior Art) The reactor containment vessel of a conventional boiling water nuclear power plant has a containment structure with a pressure suppression υ1 function.
従来の原子炉格納容器を第5図および第6図に示す。原
子炉格納容器は内部に原子炉圧力容器16と配管とから
なる原子炉一次系が収納されたドライウェル11と、内
部にプール水15が貯留されたサプレッションチェンバ
12とからなり、このドライウェル11とサプレッショ
ンチェンバ12とは圧力隔壁17によって区分されてい
る。A conventional reactor containment vessel is shown in FIGS. 5 and 6. The reactor containment vessel consists of a dry well 11 in which a reactor primary system consisting of a reactor pressure vessel 16 and piping is housed, and a suppression chamber 12 in which pool water 15 is stored. and the suppression chamber 12 are separated by a pressure partition 17.
また、ドライウェル11およびサプレッションチェンバ
12は、耐圧および耐漏洩機能を有するバウンダリを形
成している。Furthermore, the dry well 11 and the suppression chamber 12 form a boundary having pressure-resistant and leak-proof functions.
圧力隔壁17には、ドライウェル11と号ブレッション
チェンバ12とを連通し、かつドライウェル11内の高
圧蒸気をサプレッションチェンバ内のプール水15に逃
がすベント管14が設4′ノられている。The pressure partition 17 is provided with a vent pipe 14 4' that communicates the dry well 11 with the breaction chamber 12 and releases high-pressure steam in the dry well 11 to pool water 15 in the suppression chamber.
このような従来の原子炉格納容器において、原子炉一次
系に破損事故がおきるとドライウェル11内に原子炉一
次系の高圧蒸気が流出しドライウェル11内が高圧とな
る。このドライウェル11内の高圧蒸気はベント管14
を経てトナプレッションチェンバ内のプール水15に逃
がされる。In such a conventional reactor containment vessel, when a damage accident occurs in the primary reactor system, high pressure steam from the primary reactor system flows out into the dry well 11, and the inside of the dry well 11 becomes high pressure. The high pressure steam in this dry well 11 is
The water is then released into the pool water 15 in the pressure chamber.
ここで高圧蒸気は凝縮冷却されてエネルギーが吸収され
、ドライウェル11内の圧力上脣が抑制される。Here, the high-pressure steam is condensed and cooled, energy is absorbed, and the pressure increase inside the dry well 11 is suppressed.
(発明が解決しようとする問題点)
従来の原子炉格納容器においては、原子炉一次系破損事
故時のドライウェル11の最大圧力を決定する要因はサ
プレッションチェンバ12内の空間スペースであり、破
損事故時における最大圧力温度を解析して原子炉格納容
器の設計圧力を定めている。従ってサプレッションチェ
ンバ12内の空間スペースおよびベント管14の流路面
積等を考慮して原子炉格納容器の設計圧力が決定される
。(Problems to be Solved by the Invention) In the conventional reactor containment vessel, the factor that determines the maximum pressure of the dry well 11 in the event of a reactor primary system failure accident is the spatial space within the suppression chamber 12; The design pressure of the reactor containment vessel is determined by analyzing the maximum pressure and temperature at that time. Therefore, the design pressure of the reactor containment vessel is determined in consideration of the spatial space within the suppression chamber 12, the flow path area of the vent pipe 14, and the like.
ところで、原子炉一次系破損事故時にドライウェル11
から高圧然気が流入してサプレッションチェンバ12内
が高圧となった場合、この勺プレッションチェンバ12
内の圧力をさらに別系統へ逃がすことができれば、サプ
レッション12内の空間スペースが同一であっても原子
炉格納容器の設計圧力を低減することができ、原子炉格
納容器の建設上および安全上非常に都合がよい。By the way, during the nuclear reactor primary system damage accident, Drywell 11
When high pressure air flows into the suppression chamber 12 and becomes high pressure, this suppression chamber 12
If the pressure within the suppression system can be further released to another system, the design pressure of the reactor containment vessel can be reduced even if the space inside the suppression 12 is the same, which is extremely important in terms of construction and safety of the reactor containment vessel. It is convenient for
本発明はこのような点を考慮してなされたものであり、
サブレッジ日ンチェンバ内の圧ツノをさらに別系統へ逃
がすことにより原子炉格納容器全体の設計圧力を低減す
ることができる原子炉格納容器を提供することを目的と
する。The present invention has been made in consideration of these points,
It is an object of the present invention to provide a reactor containment vessel that can reduce the design pressure of the entire reactor containment vessel by releasing pressure horns in a subledge sun chamber to another system.
(発明の構成〕
(問題点を解決するための手段)
本発明は、内部に原子炉一次系が収納されたドライウェ
ルとサプレッションチェンバとに区分された一次格納容
冴と、この−次格納容器に隣接して設けられた二次格納
容器と、前記ドライウェル内と前記サプレッション内の
プール水とを連通ずるベント管と、前記サプレッション
と前記二次格納容器との間に設けられた圧力逃し装置と
を備え、原子炉一次系破損事故時に発生するドライウェ
ル内の圧力をサプレッションチェンバを経て二次格納容
器に逃がすよう構成したことを特徴とする原子炉格納容
器である。(Structure of the Invention) (Means for Solving the Problems) The present invention provides a primary containment capacity divided into a dry well and a suppression chamber in which a primary reactor system is housed, and a suppression chamber. a secondary containment vessel provided adjacent to the , a vent pipe communicating the pool water in the dry well and the suppression, and a pressure relief device provided between the suppression and the secondary containment vessel; A nuclear reactor containment vessel is characterized in that it is configured to release pressure within the dry well that occurs in the event of a nuclear reactor primary system failure accident to the secondary containment vessel via a suppression chamber.
(作 用)
原子炉一次系に破損事故が生じると高圧蒸気によりドラ
イウェル内が所定圧力以上になり、この高圧蒸気はベン
ト管を経てサブレッシミンヂ1ンバ内のプール水に逃が
され凝縮冷IIされる。また、高圧蒸気が逃がされてサ
ブレッションヂ1ンバ内が所定圧力以上になると、この
圧力は圧力逃し装置を経て二次格納容器へ逃がされる。(Function) When a damage accident occurs in the reactor primary system, high pressure steam causes the inside of the dry well to rise to a predetermined pressure or higher, and this high pressure steam is released into the pool water in the sublessiming chamber through the vent pipe and is condensed and cooled. Ru. Furthermore, when the high-pressure steam is released and the pressure inside the subression chamber reaches a predetermined level or higher, this pressure is released to the secondary containment vessel via the pressure relief device.
(実施例) 以下図面を参照して本発明の実施例について説明する。(Example) Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings.
第1図および第2図は本発明による原子炉格納容器の一
実施例を示す図である。第1図において原子炉格納容器
は、ドライウェル11およびサプレッションチェンバ1
2とからなる一次格納容器10と、−次格納容器10の
外方側部に隣接して設けられた二次格納容器20とから
構成されている。また、ドライウェル11とサプレッシ
ョンチェンバ12とは圧力隔壁17によって区分され、
ドライウェル11内には原子炉圧力容器16および配管
類(図示せず)からなる原子炉一次系が収納され、1ノ
プレツシヨンチエンバ12内にはプール水15が貯留さ
れている。FIG. 1 and FIG. 2 are diagrams showing an embodiment of the reactor containment vessel according to the present invention. In FIG. 1, the reactor containment vessel includes a dry well 11 and a suppression chamber 1.
2, and a secondary containment vessel 20 provided adjacent to the outer side of the secondary containment vessel 10. Further, the dry well 11 and the suppression chamber 12 are separated by a pressure partition 17,
A nuclear reactor primary system consisting of a reactor pressure vessel 16 and piping (not shown) is housed within the dry well 11, and pool water 15 is stored within the first pressure chamber 12.
ドライウェル11とサプレッションチェンバ12とから
なる一次格納容器10は、従来の原子炉格納容器と同様
耐圧および耐漏洩機能を有するバウンダリを形成してい
る。The primary containment vessel 10, which is composed of a dry well 11 and a suppression chamber 12, forms a boundary having pressure-resistant and leak-proof functions like a conventional nuclear reactor containment vessel.
また、二次格納容器20は原子炉格納容器が収納される
原子炉建屋の一部をなし、−次格納容器10と同様耐圧
および耐漏洩機能を有するバウンダリを形成している。Further, the secondary containment vessel 20 forms a part of the reactor building in which the reactor containment vessel is housed, and forms a boundary having pressure-resistant and leak-proof functions like the secondary containment vessel 10.
さらに、圧り隔壁17には、ドライウ1ル11とサプレ
ッションチェンバ12内のプール水15とを連通するベ
ント管14が設けられている。このベント管14は常時
は閉となっているが、ドライウェル11内が所定の高圧
になると開となってドライウェル11内の圧力をプール
水15へ逃がすものである。また、サプレッションチェ
ンバ12と二次格納容器20との間には圧力逃し弁18
と配管19とからなる圧力逃し装置が設りられ、サプレ
ッションチェンバ12内の圧力を二次格納容器20へ逃
がすよう構成されている。Further, the pressure partition wall 17 is provided with a vent pipe 14 that communicates the dry wool 11 with the pool water 15 in the suppression chamber 12. This vent pipe 14 is normally closed, but when the inside of the dry well 11 reaches a predetermined high pressure, it opens to release the pressure inside the dry well 11 to the pool water 15. Additionally, a pressure relief valve 18 is provided between the suppression chamber 12 and the secondary containment vessel 20.
A pressure relief device consisting of and piping 19 is provided, and is configured to release the pressure within the suppression chamber 12 to the secondary containment vessel 20.
次にこのような構成からなる本実施例の作用について説
明する。Next, the operation of this embodiment having such a configuration will be explained.
原子炉圧力容器16等の原子炉一次系に破損事故がおき
ると、ドライウェル11内に原子炉一次系の高圧蒸気が
流出し、ドライウェル11内が高圧となる。ドライウェ
ル11内が所定以上の高圧になると、ドライウェル11
内の高圧蒸気はベント管14を経てサプレッションチェ
ンバ12内のプール水15に逃がされ、ここで高圧蒸気
は凝縮冷却されてエネルギが吸収される。また、高圧蒸
気が逃がされたりプレッションチェンバ12内が所定圧
以上の高圧になると、この圧力は圧力逃し弁18および
配管19を介して二次格納容器20へ逃がされる。When a damage accident occurs in the primary reactor system such as the reactor pressure vessel 16, high pressure steam from the primary reactor system flows out into the dry well 11, and the inside of the dry well 11 becomes high pressure. When the pressure inside the dry well 11 reaches a predetermined level or higher, the dry well 11
The high-pressure steam inside is released through the vent pipe 14 into the pool water 15 inside the suppression chamber 12, where the high-pressure steam is condensed and cooled and energy is absorbed. Further, when the high pressure steam is released or the pressure inside the pressure chamber 12 becomes high pressure above a predetermined pressure, this pressure is released to the secondary containment vessel 20 via the pressure relief valve 18 and the piping 19.
このように本実施例によれば、原子炉一次系破損事故時
に発生ケるドライ・フェル11内の圧力をサプレッショ
ンチェンバ12を経て二次格納容器20へ逃がすことが
できるので、原子炉格納容器全体の設計圧力を低減する
ことができる。また、ドライウェル11内の高圧蒸気は
、サプレッションチェンバ12内のプール水15を通過
して二次格納容器20へ逃がされるので、被爆低減を図
ることができ、このため二次格納容器20の内壁にライ
ナ等の被爆低減用シールを設ける必要がなくなる。As described above, according to this embodiment, the pressure inside the dry fel 11 that occurs during a reactor primary system failure accident can be released to the secondary containment vessel 20 via the suppression chamber 12, so that the entire reactor containment vessel design pressure can be reduced. In addition, the high-pressure steam in the dry well 11 passes through the pool water 15 in the suppression chamber 12 and is released to the secondary containment vessel 20, so that radiation exposure can be reduced. There is no need to provide a radiation exposure reduction seal such as a liner.
次に本発明による原子炉格納容器の他の実施例を第3図
および第4図で説明する。Next, another embodiment of the reactor containment vessel according to the present invention will be described with reference to FIGS. 3 and 4.
原子炉格納容器はドライウェル11とサプレッションチ
ェンバ12とからなる一次格納容器10と二次格納容器
20とから構成されており、サプレッションチェンバ1
2と二次格納容器20との間にはラブチャーディスク2
1からなる圧力逃し装置が設けられている。二次格納容
器20は原子4建■の一部をなすが、サブレツションチ
1ンバ12の側方のみならず上方にも設けられている。The reactor containment vessel is composed of a primary containment vessel 10 and a secondary containment vessel 20, each consisting of a dry well 11 and a suppression chamber 12.
2 and the secondary containment vessel 20 is a loveture disk 2.
A pressure relief device consisting of 1 is provided. The secondary containment vessel 20 forms a part of the atomic bomb chamber 12, and is provided not only on the side of the subreduction chamber 12 but also above it.
本実施例によれば、圧力逃し装置としてラブチャーディ
スク21を設けたので、より確実な圧力逃し曙能を持つ
ことができる。According to this embodiment, since the lubrication disk 21 is provided as a pressure relief device, it is possible to have a more reliable pressure relief capability.
なおこのラブチVディスク21の代わりにブローアウト
パネルを用いてもよい。Note that a blowout panel may be used instead of the Labuchi V disc 21.
本発明によれば、原子炉一次系破損事故時に発生するド
ライウェル内の圧力をサプレッションチェンバを経て二
次格納容器へ逃がすことができるので、原子炉格納容器
の設計圧力を低減りることができる。このため原子炉格
納容器の安全性を高めることができるとともに建設コス
トの低減を図ることができる。According to the present invention, the pressure inside the dry well that occurs during a reactor primary system failure accident can be released to the secondary containment vessel through the suppression chamber, so the design pressure of the reactor containment vessel can be reduced. . Therefore, the safety of the reactor containment vessel can be improved and construction costs can be reduced.
第1図は本発明による原子炉格納容器の一実施例を示す
側断面図、第2図は第1図A部拡大図、第3図は本発明
による原子炉格納容器の他の実施例を示す側断面図、第
4図は第3図B部拡大図、第5図は従来の原子炉格納容
器を示づ側断面図、第6図は第5図C部拡大図である。
10・・・−次格納容器、11・・・ドライウェル、1
2・・・サプレッションチェンバ、14・・・ベント管
、15・・・プール水、16・・・原子炉圧力容器、1
7・・・圧力隔壁、18・・・圧力逃し弁、20・・・
二次格納容器、21・・・ラブチャーディスク。
出願人代理人 佐 藤 −雄
第1目
第2図
第6図FIG. 1 is a side sectional view showing one embodiment of the reactor containment vessel according to the present invention, FIG. 2 is an enlarged view of part A in FIG. 4 is an enlarged view of section B in FIG. 3, FIG. 5 is a side sectional view showing a conventional reactor containment vessel, and FIG. 6 is an enlarged view of section C in FIG. 10...-Next containment vessel, 11... Dry well, 1
2... Suppression chamber, 14... Vent pipe, 15... Pool water, 16... Reactor pressure vessel, 1
7...Pressure bulkhead, 18...Pressure relief valve, 20...
Secondary containment vessel, 21... Loveture disk. Applicant's agent Mr. Sato - Male Eye 1 Figure 2 Figure 6
Claims (1)
ッシヨンチエンバとに区分された一次格納容器と、この
一次格納容器に隣接して設けられた二次格納容器と、前
記ドライウェル内と前記サプレッション内のプール水と
を連通するベント管と、前記サプレッションと前記二次
格納容器との間に設けられた圧力逃し装置とを備え、原
子炉一次系破損事故時に発生するドライウェル内の圧力
をサプレッシヨンチエンバを経て二次格納容器に逃がす
よう構成したことを特徴とする原子炉格納容器。A primary containment vessel divided into a dry well and a suppression chamber in which a primary reactor system is housed; a secondary containment vessel provided adjacent to the primary containment vessel; A vent pipe that communicates with the pool water in the suppression, and a pressure relief device provided between the suppression and the secondary containment vessel, is provided to prevent pressure in the dry well that would occur in the event of a reactor primary system failure accident. A nuclear reactor containment vessel, characterized in that the reactor containment vessel is configured such that the energy is released through a suppression chamber to a secondary containment vessel.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP61166286A JPS6321595A (en) | 1986-07-15 | 1986-07-15 | Nuclear reactor container |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP61166286A JPS6321595A (en) | 1986-07-15 | 1986-07-15 | Nuclear reactor container |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS6321595A true JPS6321595A (en) | 1988-01-29 |
Family
ID=15828542
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP61166286A Pending JPS6321595A (en) | 1986-07-15 | 1986-07-15 | Nuclear reactor container |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS6321595A (en) |
Cited By (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5096659A (en) * | 1988-11-16 | 1992-03-17 | Hitachi, Ltd. | Reactor containment vessel |
JPH05200580A (en) * | 1992-01-28 | 1993-08-10 | Masao Miki | Solid wire |
US5301215A (en) * | 1992-11-25 | 1994-04-05 | General Electric Company | Nuclear reactor building |
EP0620560A1 (en) * | 1993-04-15 | 1994-10-19 | General Electric Company | Pressure suppression containment system |
JPH0760486A (en) * | 1993-08-27 | 1995-03-07 | Kawasaki Steel Corp | Welding wire wound on spool |
EP0681300A1 (en) * | 1994-05-04 | 1995-11-08 | General Electric Company | Pressure suppression system |
-
1986
- 1986-07-15 JP JP61166286A patent/JPS6321595A/en active Pending
Cited By (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5096659A (en) * | 1988-11-16 | 1992-03-17 | Hitachi, Ltd. | Reactor containment vessel |
JPH05200580A (en) * | 1992-01-28 | 1993-08-10 | Masao Miki | Solid wire |
US5301215A (en) * | 1992-11-25 | 1994-04-05 | General Electric Company | Nuclear reactor building |
EP0620560A1 (en) * | 1993-04-15 | 1994-10-19 | General Electric Company | Pressure suppression containment system |
JPH0760486A (en) * | 1993-08-27 | 1995-03-07 | Kawasaki Steel Corp | Welding wire wound on spool |
EP0681300A1 (en) * | 1994-05-04 | 1995-11-08 | General Electric Company | Pressure suppression system |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US9793015B2 (en) | Containment vessel and nuclear power plant therewith | |
US5223210A (en) | Passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors with backup coolant flow path | |
US5106571A (en) | Containment heat removal system | |
US5276720A (en) | Emergency cooling system and method | |
GB1169848A (en) | Nuclear Reactor Containment System for Metropolitan Sites | |
US3438857A (en) | Containment vessel construction for nuclear power reactors | |
US2816068A (en) | Reactor control | |
US4698202A (en) | Process for installation for the controlled discharge of activity from a reactor containment structure of a gas-cooled nuclear power plant | |
JPS6321595A (en) | Nuclear reactor container | |
US3725198A (en) | Nuclear containment system | |
US6173027B1 (en) | Primary containment vessel | |
JPH06222179A (en) | Building for nuclear reactor | |
US3488254A (en) | Containment arrangement for water cooled nuclear reactor installation | |
US4657732A (en) | High temperature reactor with spherical fuel elements | |
JP2823984B2 (en) | Containment vessel cooling system | |
JPH0271193A (en) | Nuclear reactor containment vessel | |
US4976913A (en) | Nuclear energy system using pelletized fuel in a boiling liquid reactor | |
JPS6321594A (en) | Nuclear reactor container | |
JPS6131837B2 (en) | ||
JP2523526B2 (en) | Pressure suppression structure for containment vessel | |
JPH04172291A (en) | Reactor container | |
JPH0119117B2 (en) | ||
JPH0282198A (en) | Boiling water type nuclear reactor | |
JPH0469595A (en) | System for suppressing release of radioactivity at accident | |
JPS63184096A (en) | Automatic decompression device for boiling water type reactor |