JPS63223593A - 原子炉格納容器熱除去装置 - Google Patents

原子炉格納容器熱除去装置

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JPS63223593A
JPS63223593A JP62058365A JP5836587A JPS63223593A JP S63223593 A JPS63223593 A JP S63223593A JP 62058365 A JP62058365 A JP 62058365A JP 5836587 A JP5836587 A JP 5836587A JP S63223593 A JPS63223593 A JP S63223593A
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JP
Japan
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heat
containment vessel
reactor
reactor containment
pipe
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Pending
Application number
JP62058365A
Other languages
English (en)
Inventor
蔦川　雅洋
勝之 水野
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
Original Assignee
Toshiba Corp
Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
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Publication date
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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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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。

Description

【発明の詳細な説明】 ［発明の目的］ （産業上の利用分野） 本発明は原子力発電所の原子炉格納容器熱除去装置に係
り、特にヒートパイプを使用することにより動的ｍ器を
無くし、それによって冷却装置としての信頼性を高めた
ものに関する。
（従来の技術） 第６図を参照して最初の従来例を説明する。
図中符号１は原子炉建屋であり、この原子炉建屋１内に
は原子炉格納容器２が設置されている。この原子炉格納
容器２内には原子炉圧力容器３が収容され、この原子炉
圧力容器３内には冷却材４及び炉心５が収容されている
。この上記原子炉格納容器２内であって上記原子炉圧力
容器３の下方はサプレッションプール６となっており、
このサプレッションプール６内にはサプレッションプー
ル水７が収容されている。上記サプレッションプール６
には吸込配管８を介して残留熱除去系ポンプ９が接続さ
れており、この残留熱除去系ポンプ８の吐出配管１０は
原子炉格納容器２の上部を貫通し、その先端には格納容
器スプレィ配管１１が接続されている。上記吐出配管１
０には残留熱除去系熱交換器１２が介挿されており、こ
の残留熱除去系熱交換器１２には海水流入配管１３及び
海水流出配管１４が接続されている。上記海水流入配管
１３には海水ポンプ１５が介挿されている。尚図中符号
１６は海である。
上記構成によると、例えば原子炉圧力容器３に破断事故
が発生して冷却材５が流出すると、原子炉格納容器２内
の雰囲気温度は上昇し、さらに炉心４の崩壊熱により温
度が上昇する。この場合には残留熱除去系ポンプ９が起
動してサプレッションプール６内のプール水７を吸引し
、吸引したプール水７を熱交換器１２にて海水により冷
却し、格納容器スプレィ配管１１を介して原子炉格納容
器２内に散布する。これによって原子炉格納容器２内の
熱を海１６に廃棄し、原子炉格納容器２内を冷却して温
度の上昇を抑制する。
上記構成によると以下のような問題がある。すなわち上
記残留熱除去系にあってはいくつかの動的機器が必要と
される。ここに動的機器とは前述した残留熱除去系ポン
プ９であり、海水ポンプ１５である。又これら以外にも
図示してはいないが上記各ポンプを駆動するための非常
用′Ｒ８！、あるいは配管の途中に介挿される弁等がそ
うである。
これら各種動的機器は静的機器に比べると信頼性が低く
、よって上記残留熱除去系の信頼性を高めようとすれば
動的機器の数を減少させるあるいは無くすことが必要で
あり、その様な設備の実現が要求されていた。
また別の従来例を第７図を参照して説明する。
第７図は沸騰水型原子炉（以下ＢＷＲという）の構成を
示す断面図であり、図中符号５１は原子炉建屋であると
ともに、符号５２は原子炉格納容器である。原子炉格納
容器５２内には原子炉圧力容器５３がペデスタル５４に
支持されて設置されている。原子炉圧力容器５３内には
冷却材５５及び炉心５６が収容されている。上記原子炉
格納容器５２内にはダイアフラムフロア５７が設置され
ており、このダイアフラムフロア５７の下方にはサプレ
ッションプール５８が形成されている。尚ダイアフラム
フロア５７の上方はホットプレナム６８である。上記サ
プレッションプール５８内にはプール水５９が収容され
ている。上記原子炉圧力容器５３には主蒸気配管５９ａ
が接続されており、この主蒸気配管５９ａには主蒸気逃
し安全弁６０が分岐接続されている。この主蒸気逃し安
全弁６０には主蒸気逃し配管６１が接続され、この主蒸
気逃し配管６１は上記サプレッションプール５８のプー
ル水５９まで配設されている。
上記サプレッションプール５８には吸込配管６２を介し
てポンプ６３が接続されており、また吐出配管６４がサ
プレッションプール５８のブール水５９上の空間まで配
設されている。上記吐出配管６４には熱交換器６５が介
挿されている。この熱交換器６５には補機冷却系６６が
接続され、この補機冷却系６６は配管６６ａとポンプ６
７ｂ等から構成されている。
上記構成によるとプール水５９は、原子炉隔離時に主蒸
気逃し安全弁６０及び主蒸気逃し配管６１を介して流出
してくる逃し蒸気を凝縮させる。
又万一ドライウェル６８内にて配管破断が発生した場合
には、破断口から放出される蒸気はベンド管６９を介し
てサプレッションプール５８内に放出される。放出され
た蒸気はサプレッションプール５８内にて凝縮する。そ
のような場合ブール水５９は熱量を吸収するヒートシン
クとしての機能をなす。そのためプール水５９の水量は
その温度が７５℃以下に維持されるように予め決定され
ている。しかしながら万一の事故時には、原子炉圧力容
器５３内の冷却材５５あるいは構造物の有する熱量、あ
るいは炉心５６の崩壊熱がサプレッションプール５８内
に持込まれることとなる。このような場合にはプール水
５９を積極的に冷却する必要がある。そこでポンプ６３
を起動してプール水５９を吸引して熱交換器６５を介し
て冷却した後再度サプレッションプール５８内に戻す。
プール水５９の熱量は上記熱交換器６５を介して補機冷
却系６６に廃棄され、そらにこの補機冷却系６から図示
しない海に廃棄される。
この冷却系においても、前記従来例の場合と同様にポン
プ６３．６７ｂ等の各種の動的機器が配置され、同様に
その信頼性の向上が要求されている。
（発明が解決しようとする問題点） このように従来の場合には各冷却系に各種の動的機器が
設置され、冷却系としての信頼性を低下させているとい
う不具合があり、本発明はこのような点に基づいてなさ
れたものでその目的とするところは、信頼性の向上を図
ることが可能な原（問題点を解決するための手段） すなわち本発明による原子炉格納容器熱除去ｉｔは、サ
プレッションプール水を収容するサプレッションプール
を下部に備えるとともに該サプレッションプールの上方
に炉心を収容した原子炉圧力容器を収容する原子炉格納
容器内の熱を除去する原子炉格納容器熱除去装置におい
て、一端を上記原子炉格納容器内に配置するとともに他
端を原子炉格納容器の外に配置し原子炉格納容器内から
原子炉格納容器外に向って上り勾配でヒートパイプを配
設し、このヒートパイプを介して原子炉格納容器内の熱
を原子炉格納容器の外に除去するようにしことを特徴と
するものである。
（作用） つまりサプレッションプール水を収容するサプレッショ
ンプールを下部に備えるとともに該サプレッションプー
ルの上方に炉心を収容した原子炉圧力容器を収容する原
子炉格納容器にヒートパイプを貫通配置させて、このヒ
ートパイプを介して原子炉格納容器内の熱を原子炉格納
容器外に排気せんとするものであり、それによって従来
信頼性を低下させる要因となっていた動的機器を一切使
用することなく所望の冷却機能を発揮させるものである
。
（実施例） 以下第１図を参照して本発明の一実施例を説明する。尚
従来と同一部分には同一符号を付して示しその説明は省
略する。原子炉建屋１及び原子炉格納容器２を貫通して
ヒートパイプ１０１が配設されている。このヒートパイ
プ１０１の一端１０１ａは原子炉格納容器２内の上部に
位置しているとともに、他端１０１ｂは原子炉建屋１外
の大気中１０２に位置している。上記ヒートパイプ１０
１の一端１０１ａ及び他端１０１ｂには冷却フィン１０
３が取付けられている。またヒートパイプ１０１は他端
１０１ｂに向って上り勾配で配設されている。
ここで第２図を参照してヒートパイプ１０１の原理を説
明する。第２図生得号ａはヒートパイプであり、このヒ
ートパイプａの一端は冷却対象のタンクｂ内に位置する
とともに、他端は冷却源としてのタンクＣ内に位置して
いる。そしてヒートパイプａ内には冷媒ｄが収容されて
おり、かつ冷媒ｄが蒸発しやすいように圧力が低く保持
されている。そしてヒートパイプａ内の冷媒ｄはまず高
温状態にあるタンクｂ内にて加熱されて蒸発する。
その際気化熱としてタンクｂ内の熱を奪うためにタンク
ｂ内は冷却される。蒸気はヒートバイブａ内をタンクＣ
側に移動してそこで冷却され凝縮して再度タンクｂ側に
移動する。そして熱はタンクＣ側に廃棄される。このよ
うな作用によりタンクｂ内の熱を除去するものである。
尚冷媒としては例えば水が使用される。これがヒートパ
イプの原理であり、前述した本実施例のヒートパイプ１
０１も同様の原理により原子炉格納容器２内の熱を除去
するものである。
以上の構成によると原子炉格納容器２内の熱はヒートパ
イプ１０１を介して大気中に効果的に除去される。その
際従来の冷却系のように動的機器を必要とすることはな
い。
以上本実施例によると以下のような効果を奏することが
できる。
■まず従来その信頼性を低下させる要因となっていた各
種ポンプ等の動的機器を一切必要とすることなく、原子
炉格納容器２内の熱を除去することができる。これは冷
却材喪失事故発生時はもとより、通常運転時においても
同様である。
■また構成も極めて簡単である。すなわち単にヒートバ
イブ１０１を原子炉格納容器２及び原子炉建屋１を貫通
して配設させるだけであり、従来各種ポンプ及び熱交換
器等を使用していた場合に比べるとその構成は大幅に簡
略化される。
■さらにヒートパイプ１０１内の冷媒は放射能に汚染さ
れることはなく、また構成の簡略化により保守点検も容
易となるので、作業員の放射線被曝を効果的に低減させ
ることが可能となる。
次に第３図を参照して第２の実施例を説明する。
この第２の実施例はヒートバイブ１０１の他端１０１ｂ
を包囲するように排気筒１０４を設置したものであり、
他の構成は前記第１実施例と同様である。上記排気筒１
０４の下端には空気流入口１０４ａが形成され、また上
ｉは空気流出口１０４ｂとなっている。
上記構成によると、ヒートバイブ１０１の他端１０１ｂ
にて排気筒１０４の設置により強制的に冷却されること
となる。すなわち空気は図中矢印で示すように空気流入
口１０４ａから流入して空気筒１０４内を上昇し、空気
流出口１０４ｂから流出する。その際ヒートバイブ１０
１の他端１０１ｂの部分を冷却し、よってヒートバイブ
１０１の他端にて効果的に放熱がなされる。
したがって前記第１実施例と同様の効果を奏することが
できるのはもとより、排気筒１０４の設置によりヒート
バイブ１０１の他端１０１ｂが効果的に冷却されるので
、それだけ原子炉格納容器２の冷却効果も高くなる。
次に第４図を参照して第３の実施例を説明する。
この第３の実施例はサプレッションプール５８のプール
水５９中にヒートバイブ１０５の一端１０５ａを配置し
、他端１０５ｂを原子炉格納容器２の上方に設置された
気水分離器ビット１０６の水中に配置したものである。
上記構成によるとサプレッションプール５８内の熱はヒ
ートバイブ１０５を介して効果的に気水分離器ビット１
０６内に除去され、又ビット１０６内の熱も自然冷却に
より除去される。
したがって前記第１及び第２の実施例と同様の効果を奏
することができるのはもとより、サプレッションプール
水５９のヒートシンクとしての容量を実質的に増加させ
ることにもなり、よって原子炉の安全性はさらに向上す
ることとなる。尚冷却源としては上記気水分離器ビット
１０６以外にも例えば原子炉ウェル、或いは別に設置さ
れたタンク等でもよい。
次に第５図を参照して第４の実施例を説明する。
この第４の実施例は原子炉建屋５１の外側に煙突状のシ
ャフト１０７を設置し、このシャフト１０７内にヒート
バイブ１０５の他端１０５ｂを配置させたものである。
上記シャフト１０７には下端に空気流入口１０７ａ、上
端に空気流出口１０７ｂが形成され、図中矢印で示すよ
うに空気が流れる。これによってヒートバイブ１０５の
他端１０５ｂを効果的に冷却せんとする。
したがってより効果的にサプレッションプール５８内を
冷却することができる等前記第１乃至第３の実施例と同
様の効果を奏することができる。
尚上記第３及び第４の実施例にあってヒートバイブ１０
５の両端に冷却フィンを設置してもよい。
［発明の効果］ 以上詳述したように本発明による原子炉格納容器熱除去
装置によると、ヒートバイブを介して熱を除去するよう
にしているので、従来必要とされた各種ポンプ等の動的
機器が一切不要となり、よって冷却系としての信頼性を
大幅に向上させることができる等その効果は大である。
【図面の簡単な説明】
第１図は本発明の第１の実施例を示す原子炉の断面図、
第２図はヒートパイプの原理を説明する断面図、第３図
は第２の実施例を示す原子炉の断面図、第４図は第３の
実施例を示す原子炉の断面図、第５図は第４の実施例を
示す原子炉の断面図、第６図及び第７図は従来例を示す
原子炉の断面図である。 １・・・原子炉建屋、２・・・原子炉格納容器、３・・
・原子炉圧力容器、４・・・炉心、５・・・冷却材、６
・・・サプレッションプール、７・・・プール水、１０
１・・・ヒートパイプ。 出願人代理人　弁理士　鈴江武彦 第１図 第２ＩＡ 第３図 第４図

Claims (5)

    【特許請求の範囲】
  1. （１）サプレッションプール水を収容するサプレッショ
    ンプールを下部に備えるとともに該サプレッションプー
    ルの上方に炉心を収容した原子炉圧力容器を収容する原
    子炉格納容器内の熱を除去する原子炉格納容器熱除去装
    置において、一端を上記原子炉格納容器内に配置すると
    ともに他端を原子炉格納容器の外に配置し原子炉格納容
    器内から原子炉格納容器外に向って上り勾配でヒートパ
    イプを配設し、このヒートパイプを介して原子炉格納容
    器内の熱を原子炉格納容器の外に除去するようにしこと
    を特徴とする原子炉格納容器熱除去装置。
  2. （２）上記ヒートパイプは端部に冷却フィンを備えるも
    のであることを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の
    原子炉格納容器熱除去装置。
  3. （３）前記ヒートパイプは、その他端を包囲するような
    排気筒を備えるものであることを特徴とする特許請求の
    範囲第１項記載の原子炉可能容器熱除去装置。
  4. （４）前記ヒートパイプの一端は原子炉格納容器内の上
    部に位置するとともに、他端は大気中に位置しているこ
    とを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の原子炉格納
    容器熱除去装置。
  5. （５）前記ヒートパイプは一端をサプレッションプール
    内のプール水中に配置し、他端を原子炉格納容器の外に
    配置するものであることを特徴とする特許請求の範囲第
    １項記載の原子炉格納容器熱除去装置。
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