JPS6058435B2 - 原子炉格納容器内部の冷却方法およびその装置 - Google Patents
原子炉格納容器内部の冷却方法およびその装置Info
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- JPS6058435B2 JPS6058435B2 JP52041108A JP4110877A JPS6058435B2 JP S6058435 B2 JPS6058435 B2 JP S6058435B2 JP 52041108 A JP52041108 A JP 52041108A JP 4110877 A JP4110877 A JP 4110877A JP S6058435 B2 JPS6058435 B2 JP S6058435B2
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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
-
- 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)
- Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は原子炉格納容器内部の冷却方法およびその装
置に関する。
置に関する。
一般に、原子炉格納容器(以下PCVという)は、原
子力発電のための心臓部である原子炉、主蒸気管、給水
管、再循環水管、再循環ポンプなど熱源の発生、運搬な
どに供する重要な機材を格納し、さらにこれらの機器か
ら冷却材の漏失などによつて生じる放射線災害から一般
公衆、従業員を防護する重要な機器である。
子力発電のための心臓部である原子炉、主蒸気管、給水
管、再循環水管、再循環ポンプなど熱源の発生、運搬な
どに供する重要な機材を格納し、さらにこれらの機器か
ら冷却材の漏失などによつて生じる放射線災害から一般
公衆、従業員を防護する重要な機器である。
このPCV内部は原子炉を運転することによつて原子炉
、配管類の保温材からの熱通過によつて内部雰囲気温度
は上昇する。この雰囲気温度が上昇すると原子炉などの
重要な機器を制御している電気制御機器に支障をきたし
、延いては原子炉の信頼性、安全性に悪影響をおよぼす
。このためこのPCV内部の雰囲気温度を規定値以下に
おさえるようPCV内部に冷却装置を設置し冷却してい
る。この冷却方法としては、一般に、PCV内部に気一
液熱交換器を設置し、この熱交換器により冷却された気
体をダクトを介して送風機によつてPC■内部に拡散さ
せて冷却する方法が採用されている。ところで、原子力
発電所では、原子炉本体およびPCV内制御機器の保守
のために定期点検作業を行なつているが作業者の被曝を
防止するために作業スペースの拡大および作業の簡素化
が図られている。
、配管類の保温材からの熱通過によつて内部雰囲気温度
は上昇する。この雰囲気温度が上昇すると原子炉などの
重要な機器を制御している電気制御機器に支障をきたし
、延いては原子炉の信頼性、安全性に悪影響をおよぼす
。このためこのPCV内部の雰囲気温度を規定値以下に
おさえるようPCV内部に冷却装置を設置し冷却してい
る。この冷却方法としては、一般に、PCV内部に気一
液熱交換器を設置し、この熱交換器により冷却された気
体をダクトを介して送風機によつてPC■内部に拡散さ
せて冷却する方法が採用されている。ところで、原子力
発電所では、原子炉本体およびPCV内制御機器の保守
のために定期点検作業を行なつているが作業者の被曝を
防止するために作業スペースの拡大および作業の簡素化
が図られている。
しかし、従来の送風機、気一液熱交換器、ダクト等を組
合せた冷却設備では、その占有体積がPC■内部容績の
約6%にも達し、その小型化が要望されている。本発明
の目的は、簡単な装置により安価かつ少ない占有体積て
PC■内部の雰囲気温度を規定温度以下に下げることが
できるとともに、定期点検作業時のスペースの拡大を図
り、作業者の被曝を防止することができる原子炉格納容
器内部の冷却方法およびその装置を堤供することである
。
合せた冷却設備では、その占有体積がPC■内部容績の
約6%にも達し、その小型化が要望されている。本発明
の目的は、簡単な装置により安価かつ少ない占有体積て
PC■内部の雰囲気温度を規定温度以下に下げることが
できるとともに、定期点検作業時のスペースの拡大を図
り、作業者の被曝を防止することができる原子炉格納容
器内部の冷却方法およびその装置を堤供することである
。
本発明は、液化された不活性ガスをPCV内に散布し、
その気化熱によりPCV内部を冷却するようにして前記
目的を達成しようとするものである。以下、本発明の一
実施例を図面を参照してより詳細に説明する。
その気化熱によりPCV内部を冷却するようにして前記
目的を達成しようとするものである。以下、本発明の一
実施例を図面を参照してより詳細に説明する。
外周をコンクリートで覆い、さらに鉄筋コンクリート建
屋内に設置された原子炉格納容器(PCV)1は、内部
に発熱源てある原子炉2を収納し、この原子炉2の周囲
には放射線遮蔽壁3が.設けられている。
屋内に設置された原子炉格納容器(PCV)1は、内部
に発熱源てある原子炉2を収納し、この原子炉2の周囲
には放射線遮蔽壁3が.設けられている。
前記PCVl内の放射線遮蔽壁3の外側には、液体不活
性ガスとしての液体窒素をPCVl内に散布するための
散布手段としてスプレーノズル4が複数個配設されてい
る。
性ガスとしての液体窒素をPCVl内に散布するための
散布手段としてスプレーノズル4が複数個配設されてい
る。
これらのスプレーノズ.ル4は、途中に流量制御弁5を
有する配管6を介してPCVlの底部に設けられた液体
窒素の供給手段としての液体窒素貯蔵器7に接続されて
いる。この液体窒素貯蔵器7は、液体窒素圧送用ポンプ
および貯蔵タンクを有するとともに、該貯蔵,器7の側
方に設置された回収液化手段としての窒素液化装置8に
接続されている。前記PC■1内の所要位置、すなわち
、PC■1内部の発熱源によるPC■1の内部雰囲気温
度の上昇を測定するに好都合な複数個所にに温度検出器
9が設けられている。
有する配管6を介してPCVlの底部に設けられた液体
窒素の供給手段としての液体窒素貯蔵器7に接続されて
いる。この液体窒素貯蔵器7は、液体窒素圧送用ポンプ
および貯蔵タンクを有するとともに、該貯蔵,器7の側
方に設置された回収液化手段としての窒素液化装置8に
接続されている。前記PC■1内の所要位置、すなわち
、PC■1内部の発熱源によるPC■1の内部雰囲気温
度の上昇を測定するに好都合な複数個所にに温度検出器
9が設けられている。
この温度検出器9からの信号は、前記流量制御弁5に連
設され、該制御弁5の流量を制御する温度制御器10に
伝達されるように構成されている。このような構成にお
いて、液体窒素貯蔵器7から送られる液体窒素は、配管
6を介してPC■1内部の適当な高さ、場所に設けられ
たスプレーノズル4からPCVl内に散布される。
設され、該制御弁5の流量を制御する温度制御器10に
伝達されるように構成されている。このような構成にお
いて、液体窒素貯蔵器7から送られる液体窒素は、配管
6を介してPC■1内部の適当な高さ、場所に設けられ
たスプレーノズル4からPCVl内に散布される。
この散布さaれた液体窒素は蒸発することによつてPC
■1内の雰囲気より蒸発潜熱を吸収してPC■1内部雰
囲気温度を下ける。この気化した窒素は、膨張機などか
らなる窒素液化装置8により液化され、再び液体窒素貯
蔵器7に貯蔵され、再度前述の順路で循環することにな
る。前記液体窒素の散布量は、PC■1の内部の随所に
設置された温度検出器9によつて検出されるPCVl内
部雰囲気温度に基づいて温度制御器10が作動され、こ
れにより流量制御弁5が作動されて制御される。
■1内の雰囲気より蒸発潜熱を吸収してPC■1内部雰
囲気温度を下ける。この気化した窒素は、膨張機などか
らなる窒素液化装置8により液化され、再び液体窒素貯
蔵器7に貯蔵され、再度前述の順路で循環することにな
る。前記液体窒素の散布量は、PC■1の内部の随所に
設置された温度検出器9によつて検出されるPCVl内
部雰囲気温度に基づいて温度制御器10が作動され、こ
れにより流量制御弁5が作動されて制御される。
この散布量の制御により、PCVl内部雰囲気温度が規
定温度に保たれることとなる。なお、実施にあたり、液
化される不活性ガスとしては窒素ガスに限らずアルゴン
ガスなどの他の不活性ガスでもよいが、窒素ガスとすれ
ば、通常PCVl内には制御機器等の爆発を避けるため
に窒素ガスが充填されており、これをそのまま利用でき
て経済上有利である。
定温度に保たれることとなる。なお、実施にあたり、液
化される不活性ガスとしては窒素ガスに限らずアルゴン
ガスなどの他の不活性ガスでもよいが、窒素ガスとすれ
ば、通常PCVl内には制御機器等の爆発を避けるため
に窒素ガスが充填されており、これをそのまま利用でき
て経済上有利である。
また、液体不活性ガスの回収液化手段(窒素液化装置6
)の本体および液体不活性ガスの供給手段(液体窒素貯
蔵器7)は、必らずしもPCVlの内部に設ける必要は
ないが、内部に設ければ、放射能を帯びた冷却材の漏出
時等に、その対策がとり易いという利点がある。さらに
、散布手段としては、スプレーノズル4を用いるが好ま
しいが、必ずしもこれに限らず単に滴下するようにして
もよく、あるいは布、焼結金属等の多孔質の物質から蒸
発させるようにしてもよい。上述のように、本発明によ
れば、従来の送風機、気一液熱交換器、ダクト等を組合
せた冷却装置よりもPCV内の占有体積が小さく、定期
点検時の作業スペースが拡大し、作業者の安全を維持で
きるという効果がある。
)の本体および液体不活性ガスの供給手段(液体窒素貯
蔵器7)は、必らずしもPCVlの内部に設ける必要は
ないが、内部に設ければ、放射能を帯びた冷却材の漏出
時等に、その対策がとり易いという利点がある。さらに
、散布手段としては、スプレーノズル4を用いるが好ま
しいが、必ずしもこれに限らず単に滴下するようにして
もよく、あるいは布、焼結金属等の多孔質の物質から蒸
発させるようにしてもよい。上述のように、本発明によ
れば、従来の送風機、気一液熱交換器、ダクト等を組合
せた冷却装置よりもPCV内の占有体積が小さく、定期
点検時の作業スペースが拡大し、作業者の安全を維持で
きるという効果がある。
図は、本発明に係る冷却装置の一実施例を収納した原子
炉格納容器の概略断面図である。 1・・・・・・原子炉格納容器、2・・・・・・原子炉
、4・・・・・散布手段としてのスプレーノズル、5・
・・・・・流量制御弁、6・・・・・・配管、7・・・
・・・供給手段としての液体窒素貯蔵器、8・・・・・
・回収液化手段としての窒素液化装置、9・・・・・・
温度検出器、10・・・・・温度制御器。
炉格納容器の概略断面図である。 1・・・・・・原子炉格納容器、2・・・・・・原子炉
、4・・・・・散布手段としてのスプレーノズル、5・
・・・・・流量制御弁、6・・・・・・配管、7・・・
・・・供給手段としての液体窒素貯蔵器、8・・・・・
・回収液化手段としての窒素液化装置、9・・・・・・
温度検出器、10・・・・・温度制御器。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1 原子炉格納容器内に設けられた温度検出器の検出値
をもとに制御しつつ、該原子炉格納容器内に液体状の不
活性ガスを散布し、これによつて原子炉格納容器内の温
度を原子炉格納容器内の収納制御機器の保護に最も適し
た温度に保つことを特徴とする原子炉格納容器内部の冷
却方法。 2 前記特許請求の範囲第1項に記載の原子炉格納容器
内部の冷却方法において、前記液体不活性ガスは液体窒
素であることを特徴とする原子炉格納容器内部の冷却方
法。 3 原子炉格納容器内の所要位置に設けられた液体不活
性ガス散布手段と、この液体不活性ガス散布手段に液体
不活性ガスを供給する供給手段と、前記原子炉格納容器
内に散布され気化した不活性ガスを回収し液化する回収
液化手段と、前記液体不活性ガス散布手段と供給手段と
を液体不活性ガス流量制御弁を介して接続する配管と、
前記原子炉格納容器内の所要箇所に設置された温度検出
器と、この温度検出器からの検出値により前記液体不活
性ガス制御弁を高温時に開放する方向に制御する温度制
御器とを備えたことを特徴とする原子炉格納容器内部の
冷却装置。 4 前記特許請求の範囲第3項に記載の原子炉格納容器
内部の冷却装置において、前記液体不活性ガスの供給手
段および液体不活性ガスの回収液化手段は、原子炉格納
容器内に設けられていることを特徴とする原子炉格納容
器内部の冷却装置。 5 前記特許請求の範囲第3項または第4項に記載の原
子炉格納容器内部の冷却装置において、前記液体不活性
ガス散布手段はスプレーノズルであることを特徴とする
原子炉格納容器内部の冷却装置。 6 前記特許請求の範囲第3項ないし第5項のいずれか
に記載の原子炉格納容器内部の冷却装置において、前記
液体不活性ガスは液体窒素であることを特徴とする原子
炉格納容器内部の冷却装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP52041108A JPS6058435B2 (ja) | 1977-04-11 | 1977-04-11 | 原子炉格納容器内部の冷却方法およびその装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP52041108A JPS6058435B2 (ja) | 1977-04-11 | 1977-04-11 | 原子炉格納容器内部の冷却方法およびその装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS53131387A JPS53131387A (en) | 1978-11-16 |
| JPS6058435B2 true JPS6058435B2 (ja) | 1985-12-19 |
Family
ID=12599269
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP52041108A Expired JPS6058435B2 (ja) | 1977-04-11 | 1977-04-11 | 原子炉格納容器内部の冷却方法およびその装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6058435B2 (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP5529797B2 (ja) * | 2011-04-20 | 2014-06-25 | 網矢 ハル子 | 原子炉冷却装置 |
| JP2017020998A (ja) * | 2015-07-10 | 2017-01-26 | 元浩 岡田 | 原子力発電装置。 |
-
1977
- 1977-04-11 JP JP52041108A patent/JPS6058435B2/ja not_active Expired
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS53131387A (en) | 1978-11-16 |
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