JPS6375694A - 原子炉格納容器 - Google Patents

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】 ［産業上の利用分野］ 本発明は、原子力発電所の原子炉を内包する原子炉格納
容器に係り、特に従来動的に構成されていた、サプレッ
ションチェンバ・プール水冷却システムに代り、静的冷
却システムにより固有の安全性と設備・機器の合理化に
よる経済性の向上を可能とする原子炉格納容器に関する
。

［従来の技術］ 従来の原子炉残留熱除去系安全系システムは、冷却材喪
失事故時に、炉心の崩壊熱および水−金属反応により発
生する熱で、燃料被覆管が溶融するのを防止するため原
子炉々内にサプレッションチェンバ・プール水を窩圧注
入系または白りＪ減圧系および低圧炉心スプレィ系等と
共に注水すると共に、更に上記低圧注水モードブ・■転
に引き湘いて原子炉格納容器ドライウェルおよびサプレ
ッションチェンバ内の非凝縮性ガスの冷却および蒸気凝
縮をおこない原子炉格納容器内に放出さ九たエネルギー
を除去するべく格納容器スプレィモード運転により、サ
プレッションチェンバ・プール水をドライウェルおよび
サプレッションチェンバ内に設置したスプレィヘッダよ
りスプレィするｉｊ（どなっている。このため、主蒸気
逃がし安全弁等よりサプレッション・チェンバーヘブロ
ーダウンされる蒸気による熱移動とあいまってサプレッ
ションチェンバプール水温が上昇する事となるためこれ
を防止するべくサプレッションチェンバプール水を残留
熱除去系ポンプで吸収加圧し、残留熱交換器を通して冷
却した後に再びサプレッションチェンバ・プールに戻す
事によりサプレッションチェンバプール水冷却モード系
を構成し、事故時の安全性を確保した設備構成を形づく
っているが、本従来システ１１の概要を第３図に示す。

−に記の如〈従来のサプレッションチェンバプール水冷
却システムはプール水温の上昇防止のため。

前述の如くサプレッションチェンバエリアより配管を通
してポンプによりプール水を導き出し、熱交換器による
プール水除熱を行なういわゆる動的機器システムによる
設備構成となっており、非常に高度な安全系設備として
、系統分離の対策がなされ、地震等外部荷重に対しても
その設備の機能維持が保たれるような構造・機能上の設
計がなされている。

」二足の如き動的機械設備構成によるサプレッション・
チェンバプール水冷却システムに対し、出来る限りポン
プ等の回転機器、大型の熱交換器。

更には大型の配管ループなど動的に機能する設備の代り
として同様の冷却機能を有するシステムとして静的な除
熱システムが考えられれば動的構造部に対する機能要求
の軽減による大［１］なシステム自体の安全性・信頼性
向」ニすると共に設備自体の合理化にともなうプラント
の経済性向上がはかられると考えられるが、このような
静的システムを用いた格納容器の冷却システムに関連す
る従来事例として例えば、特開昭５５−１２５４８３に
示されるピー１〜パイプ方式による原子炉格納容器冷却
システムが挙げられる。

本方式は原子炉格納容器ドライウェル鋼板外面に低沸点
液体を封入した多数の円筒状ヒートパイプをとりつけた
ものであり、格納容器ドライウェル内の気体保有熱を本
ヒートパイプを通じて静的に原子炉格納容器外へ逃がし
除熱システムである。

本概念のヒートパイプを重連した格納容器サプレッショ
ンチェンバプール水の冷却システムに作用させる事は技
術的に可能であり、前述の静的な安全冷却システムを構
成可能であるが、低沸点液体を内臓したヒートパイプを
大がかりな構造として設置するため、格納容器の外側の
生体じゃへい壁およびその外部空間に設置の設備配置に
障害物として多大な影響をおよぼすばかりでなく、安全
系に係る重要設備として耐′、！！設計上の要求等から
も犬がかりな構造体とならざるを得ない等の設備上の問
題が大きく、経済的な利点も有していない構造であり現
実性にとぼしいものとなっている。

また同様の格納容′！ｌ（冷却システムに関連するもう
一つの従来例として、実開昭５９−１１６８９１に示さ
れる格納容器コンクリート壁とライナの間を液体で満す
ことにより、格納容器を液体で覆う方式が挙げられるが
、本方式では前記コンクリート壁とライナの間隙は２　
ｍ　ｍ程度であり、サプレッションチェンバプール水の
冷却を静的に本該当部の液体で冷却するためには間隙正
射が小さすぎるため冷却用外部液体の循環流が発生せず
、静的冷却効率があがらず、その効果を期待する事が出
来ない非現実的なものとなっている。

［発明が解決しようとする問題点コ 上記従来例は、事故時サプレッションチェンバ水の冷却
の為サプレッションチェンバエリアより、配管を通じて
ポンプによりプール水を導き出し、熱交換器によるプー
ル水の除熱を行ういわゆる動的システムによる設備構成
になっており、犬ががすな動的機器の構造機能保持の必
要があったり、静的冷却システムを構成するための冷却
効率が著しく不良で、その効果を期待する事が出来ない
等の現実性のとぼしいものであったりする欠点を有して
いた。

本発明の目的は、原子炉格納容器サプレッションチェン
バプール水の冷却システムとして、ポンプ等の回転機器
、大型の熱交換器、更には大型の配管ループなど動的設
備の代りとして静的で熱除去効率のよい事故後の長期冷
却可能な除熱システムを有する原子炉格納容器を提供す
る事にある。

［問題点を解決するための手段］ −１−記目的は、原子炉格納容器ウェットウェル部とこ
の周囲をとり囲む生体じゃへい壁の間に構成される空間
部に前記ウェットウェル内サプレッションプール水深さ
：Ｌと原子炉格納容器および生体じゃへい壁間円筒部す
きま距離：ｄの比率をサプレッションプール水の静的冷
却効率をたかぬるための自然循環流が発生しやすいよう
な値にとった格納容器の外周プールエリアを設け、事故
時に本外周プールの冷却用の外周プール水を注入する注
入タンクより注入ラインを通じ非汚せん水を注入する設
備を有し、外周プール上部空間気相部と原子炉設備外部
大気部の間にヒートシンク用外周プールの放熱を目的と
するベントラインを有する事により達成される。

［作用］ 以下第４図を用いて従来例における問題点を解決するた
めの本発明の作用を具体的に説明する。

第４（Ａ）図には、本発明の原子炉格納容器外周囲プー
ルが模式的に示されている。本図において示された二重
円筒の内、内円筒は原子格納器、外円筒は生体じゃへい
壁であり、円筒部すきま距離：ｄは格納容器と生体じゃ
へい壁で囲まれた本発明の外周プールである７本発明の
外周プール水レベルは、原子炉格納容器壁面を通して熱
伝達効率をよくするためサプレッションチェンバプール
水と同等の水位を有しているが、本発明の如く、静的冷
却をおこなうためには外周プールの循環流を出来るだけ
発生させる事が効率的であり、円筒部すきま距離：ｄが
小さい場合には一般に上記自然循環流が発生しにくく、
本発明の冷却システムが成立しない事となる。

一方第４（Ｂ）図には実験的に一般論として求められた
内筒部にヒートソースを有する二重円筒すきま部の自然
循環流の発生の傾向を前記円筒部すきま距離：ｄとサプ
レッションプール深さ：Ｌとの比率：ｄ／Ｌの関数とし
て表わした。ここで、Ｒａ：レーレ−数は循環流の発生
のしやすさをあられす指数であり、その数値が低い程自
然循還流が発生しゃすく除熱効率の高くなる事を示して
いる。ここで示されるように、前記ｄ／Ｌの値が０．１
５以下ではレーレ−数が大きく、自然循環流が発生しに
くい事がわかり、本発明の静的冷却システムを達成する
ためにはサプレッションプール水深さ：１、と外周ルー
プすきま距に：ｄによる比率ｄ／Ｌの値を１５　／　１
００以上とする事が有効と考えられる。このため本発明
の原子炉格納容器外周プールにおける上記すきま距離は
上記の値とする事を特徴とし、静的冷却システム有効な
形状を提供する事が可能となる。

［実施例コ 以下上記作用原理に基づく本発明の実施例を図により説
明する。

第１図は、本発明による静的冷却システムを構成する外
周プールを有した原子炉格納容器を示す。

本図において、原子炉圧力容器６を内包し、ベント壁４
によりドライウェルとウェットウェル部に二重され、ウ
ェットウェル部にサプレッションチェンバプール水３を
有する原子炉格納容器］と生体しやへい壁２によりとり
囲まれた格納容器外空間部５に、サプレッションプール
水深さ＝Ｌと原子格納容器１および生体しゃへい壁２間
すきま距離：ｄの比率ｄ／Ｌが１５／１００以上を有す
る格納容器外周プール７が設けられ１本格納容器外周プ
ール３には、外周プール注水タンク１１より隔離弁１４
を介した外周プール注水配管１２が接続されている。ま
た、格納容器外空間部５からは隔離弁１５を介して外周
プールベントライン１３が接続され、原子炉建屋外部で
大気中に開放された構成となっている。又第２図には、
第１図のサプレッションチェンバプール水面レベルの平
面図を示す。

次に上記構成の本発明による格納容罰静的冷却システ１
１の動作原理を以下に説明する。

万が一１原子炉格納容器１内の原子炉−次系配管の破断
等の事故時には、格納容器内の配管破断口より蒸気及び
水の混合物が放出されるが、これらの放出物は、ベント
壁４に設けられた連結部より、サプレッションチェンバ
プール水３の中に導かれ凝縮される。一方、上記事故信
号により隔離弁１４が開放され、外周プール注水タンク
１１より自重落下により非汚染水が格納容器外周プール
７へ注水される。サプレッションチェンバプール水３は
−に記の凝縮作用により水温」二昇を続けるが、外周プ
ール７との温度差が大きくなるにつれ、外周プール７部
に自然循環流が発生し、サプレッションチェンバプール
水３は冷却される事となる。

また、更に格納容器外周プール水温が上昇していくと格
納容器外周プール７より蒸発が始まり、蒸発熱による本
プールの除熱がなされる。本除熱効果は格納容器外空間
部５に設けられた外周プールベントライン１３を通じ隔
離弁１５を介し゛〔原子炉建屋建設工期へ接続されたラ
インにより、放出される事により更に大きくなり原子炉
格納容器１の事故時健全性を保持する事が出来る。

なお、上記外周プールの注入される外周プール用の注水
は別途設置された非汚染の外周プール注水タンク１１よ
り事故時のみなされるため上記の除熱にともなう放熱を
建屋外の大気へ直接放出しても放射線安全上の問題は特
に発生せず、また自重落下による注水により簡素化され
た設備を利用出来る利点を有している。

上記の如く本発明の格納容器の静的冷却システムは格納
容器外周プールのすき間距離を自然循環流が容易に発生
しやすい形状に設定しているため、静的冷却効率を好適
に提供する事を特徴としているが、本発明を適用した時
、例えばサプレッションプール水深さの例として約６ｍ
程度の従来格納容器の場合、外周プールすきま正射は０
．９ｍ以上を設定するのが冷却効率上適切とされるが、
この程度のすき間が格納容器１と生体じゃへい壁２の間
に設置される場合には特に建設工事上格納容器１と生体
しやへい壁２の建設立ちあげを並行して行う事が可能と
なり原子炉建屋建設工期の短縮化の上でも大きな利点を
有する効果をかねそなえる事が可能となる。

［発明の効果］ 本発明によれば、原子炉格納容器内サプレッションチェ
ンバプール水の効果的静的除熱システムを構成する原子
炉格納容器を提供する事が可能となり、従来のポンプ、
熱交換器、大型配管ループ等より構成される動的な機械
設備によるサプレッションチェンバ水冷却設備を削除す
る事が可能となり、合せて設備全体の建設性の向上をも
あわせ持つ効果を有する事となる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の原子炉格納容器を有する原子炉設りａ
の実施例としての断面図、第２図は同様の平面図、第３
図は、従来の原子炉格納容器サプレッションチェンバプ
ール水冷却システムを示すズ、第４（Ａ）図は１本発明
による原子炉格納容；（（外周プールを模式的にあられ
した図、第４　（Ｂ　）図は、サプレッションプール深
さと外周プール隙間正着による冷却効率をあられす図で
ある。 １・・・・・・原子炉格納容器、２・・・・・・生体し
ゃへい壁、３・・・・・・サプレッションチェンバプー
ル水、４・・・・・・ベント壁、５・・・・・・格納容
器外空間部、６・・・・・・原子炉圧力容器、７・・・
・・・格納容器外周プール、８・・・・・・残留熱除去
系配管、９・・・・・・残留熱除去系ポンプ、ｌＯ・・
・・・・残留熱除去系熱交換器、１１・・・・・・外周
プール注水タンク、１２・・・・・・外周プール注水配
管、１３・・目・・外周プールベントライン、１４・・
・・・・隔離弁、１５・・・・・・囁１〃 Ｌ−Ｔ７−Ｌ−−２しａン７−　　ＩＬ）ｔＣｄ−ＩＵ
ｌｌ’；Ｇす；’３’；＆ＰｊＬ第２０ 第３図 ０　・戎ｆ！讐塾Ｖ仁ム千ｊＦ）ブ　１０−・−・残留
失外秤ζム敢転７交４笑志“８午（Ａ）■

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、鋼製自立型原子炉格納容器において、本原子炉格納
   容器ウェットウェル（サプレッションチェンバ）部とこ
   の周囲をとり囲む生体しゃへい壁部の間に構成される空
   間部に、前記ウェットウェル内サプレッションプール水
   深さ：Ｌと、原子炉格納容器および生体しゃへい壁間円
   筒部すきま距離：ｄによる比率ｄ／Ｌの値が１５／１０
   ０以上であるすきま距離をもち、サプレッションプール
   水のヒートシンク機能を有する原子炉格納容器外周プー
   ルを有する事を特徴とする原子炉格納容器。 ２、上記原子炉格納容器外周プールへ、事故時サプレッ
   ションプール水の静的冷却用の外周プール水を注水する
   目的を有する外周プール注水タンクおよび外周プール注
   水配管を有し、前記原子炉格納容器外周プールの上部空
   間気相部分と原子炉設備外部大気部の間に、ヒートシン
   ク用外周プールの放熱を目的とした外周プールベントラ
   インを有し、外周プールの静的冷却効率を向上させた事
   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。