【課題】冷却材漏えい時に、原子炉格納容器外面に上部から散水する場合に、冷却用水を外部の動力源を用いずに補給する。
【解決手段】漏えい時冷却システムは、炉心および原子炉冷却材を内包する原子炉容器２と、原子炉容器２を格納する原子炉格納容器４と、原子炉容器２からの原子炉冷却材の漏えい時に原子炉格納容器４を外部から冷却する漏えい時冷却システムとを備える原子施設において、原子炉格納容器４の外部壁面を冷却するための冷却用水を原子炉格納容器４の上方まで移送する冷却用水供給ポンプ１４１と、漏えいした原子炉冷却材からの熱を利用して冷却用水供給ポンプ１４１へ動力を供給する冷却用水ポンプ動力供給部と、を有する。 （もっと読む）

【課題】
原子炉格納容器における冷却性能が向上することは勿論、全電源喪失時であっても、簡単な構成で電気を使用せずに原子炉格納容器の冷却を行うこと。
【解決手段】
上記課題を解決するために、本発明の原子炉システムは、炉心を内包する原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器を格納する原子炉格納容器と、該原子炉格納容器内に前記原子炉圧力容器を取り囲むように設置されたドライウェルと、前記原子炉格納容器の下部に設置され、該原子炉格納容器内の圧力上昇を抑制するための圧力抑制プールを保有する圧力抑制室と、前記ドライウェルと前記圧力抑制プールを連結するベント管とを備えた原子炉システムにおいて、前記ドライウェル内に、前記原子炉格納容器外から取り入れた空気が流れて前記原子炉格納容器外に排出される空気流路が設置されていることを特徴とする。 （もっと読む）

【課題】圧力抑制室の構造において、構造壁の厚さ低減やそれに伴う原子炉建屋の小型化を可能とする。また、配管破断時の初期蒸気流入時の圧力抑制プール水温の上昇を抑制する。
【解決手段】圧力抑制室内に設置する円筒状の構造壁に、少なくとも最上段にあるベント管出口と同一高さでベント管出口と正対する周方向位置の領域に開口部を設けることにより、ベント管での蒸気の凝縮振動で発生する圧力の構造壁での反射を低減し、設計強度の低減を可能とする。また、開口部を通過して構造壁内外の圧力抑制プール水の混合を促進し、配管破断時の初期の蒸気流入時の蒸気凝縮による蓄熱に有効となる圧力抑制プール水量を増大する。 （もっと読む）

【課題】任意の圧力レベルで、原子炉格納容器内の気体をベントすることができるとともに、全交流電源喪失、空気作動弁の駆動源である空気圧の喪失が発生した際にも、原子炉格納容器内の気体をベントすることのできる原子炉格納容器の減圧装置等を提供する。
【解決手段】原子炉格納容器内の気体を排気塔に移送して放出する排気管と、排気管内の気体圧力を駆動源として開動作し排気管を介した気体の移送を許容する自力開閉式第１隔離弁と、排気管の気体を自力開閉式第１隔離弁の駆動部に導入するための導圧配管と直流電源駆動弁とを有する自力開閉式第１隔離弁駆動用ラインと、排気管の自力開閉式第１隔離弁より下流側に配設され、排気管内の気体圧力を駆動源として開動作する自力開閉式第２隔離弁と、排気管の気体を自力開閉式第２隔離弁の駆動部に導入するための導圧配管と直流電源駆動弁とを有する自力開閉式第２隔離弁駆動用ラインとを有する。 （もっと読む）

【課題】原子炉及び原子炉格納容器の減圧・除熱能力を長期にわたって維持できる受動的な原子炉格納容器の冷却装置を提供する。
【解決手段】原子炉格納容器２を内包する建屋３と、前記建屋３の外部の地表面に設置された静的格納容器冷却装置１１と、前記静的格納容器冷却装置１１に隣接して設けられ内部に熱交換器１２とドレン室１３が配置された熱交換器室１０と、前記静的格納容器冷却装置１１内の下部に配置された前記熱交換器１２の伝熱管１８と、前記原子炉格納容器２の内部と前記熱交換器１２とを接続する蒸気逃し管７と、前記静的格納容器冷却装置１１の下部に逆止弁２３を介して接続された海水導入配管２２とを有する原子炉格納容器の冷却装置であって、前記伝熱管１８は干潮時の干潮水位よりも下方に位置させる。 （もっと読む）

【課題】任意の圧力レベルで、原子炉格納容器内のガスをベントすることができるとともに、放射性物質のリークが生じた場合も安全に処理することができる原子炉格納容器の減圧装置を提供すること。
【解決手段】原子炉格納容器２に第１隔離弁１２を介して接続され原子炉格納容器内で発生した気体を排気塔１５に移送する排気管１３と、排気管１３の途中に第２隔離弁１４を介して接続された非常用ガス処理系１１と、排気管１３の第２隔離弁１４の上流側から分岐する緊急排気管１３ｃと、緊急排気管１３ｃに直列に配置された複数の止め弁１８と、緊急排気管１３ｃの前記複数の止め弁１８の下流側に配置された放射線モニター１９と、放射線モニター１９の出力により第２隔離弁１４を開放するとともに非常用ガス処理系１１を起動させる制御手段２０とを備える。 （もっと読む）

【課題】原子炉及び原子炉格納容器の減圧・除熱能力を長期にわたって維持できる受動的な原子炉格納容器の冷却装置を提供する。
【解決手段】原子炉格納容器２を内包する建屋３と、前記建屋３の外部に設置され静的格納容器冷却装置１１と熱交換器１２を収容する熱交換器室１０と、前記熱交換器室１０の下部に設けられ前記熱交換器１２からのドレン水を貯留するドレン室１３及びポンプ室１４と、前記原子炉格納容器２の内部と前記熱交換器１２とを接続する蒸気逃し管７と、を有する原子炉格納容器２の冷却装置であって、前記熱交換器室１０は前記建屋３の外部の地表面に設置されるとともに、前記ドレン水は前記ポンプ室１４内のポンプ１５により圧力容器に供給される。 （もっと読む）

【課題】格納容器内の給水管が破断した場合、この格納容器の内部における圧力及び温度の上昇を抑制する原子力プラントを提供する。
【解決手段】原子力プラント１０は、核反応熱により炉水を水蒸気にする原子炉圧力容器１１と、この水蒸気の熱エネルギーを運動エネルギーに変換する高圧タービン１３及び低圧タービン１４と、熱エネルギーを放出した水蒸気を冷却して凝縮水１６にする復水器１５と、この復水器１５から原子炉圧力容器１１に戻る凝縮水１６が流動する配管３０と、原子炉圧力容器１１を格納する格納容器１２の内部に凝縮水１６が流出したことを検知する検知部４２と、その検知結果に基づいて配管３０に冷却水４８を放出する蓄水部４０と、を備えている。 （もっと読む）

【課題】 長期的に原子炉格納容器内部の発生熱を原子炉格納容器外部へ輸送をすることができ、かつ原子炉建屋の耐震性能への影響が少ない原子炉格納容器の熱輸送装置を提供する。
【解決手段】 原子炉格納容器の熱輸送装置１は、原子炉格納容器２２の内側において設けられ、この原子炉格納容器２２内の発生熱３１を受熱し、内部を流れる冷媒３２に受熱した発生熱３１を与える受熱部２と、前記原子炉格納容器の外側であって、タンク上面が原子炉圧力容器２３の上頂よりも下方に位置するように設けられ、内部において冷却材３３を収容し、冷却材３３を所定温度以下に保つ冷却手段を有する冷却タンク３と、内部を流れる冷媒３２の熱を冷却材３３へ放熱する放熱部４と、受熱部２と放熱部４を連結して冷却ループ５１を形成し、この冷却ループ５１内において冷媒３２を循環させるヒートパイプ５とを備える。 （もっと読む）

【課題】原子炉圧力容器を格納する格納容器の冷却構造に関し、冷却水を格納容器の外表面上に均一に分散させて、格納容器の冷却効率を向上する。
【解決手段】原子炉圧力容器５１を格納する格納容器１０と、格納容器１０を取り囲むように格納容器１０から空間を隔てて立設される原子炉建屋１１，１２と、格納容器１０の外表面に冷却水を供給する冷却水供給手段１３，１４とを備え、格納容器１０の外表面に、冷却水供給手段１３，１４から供給される冷却水を格納容器１０の外面上に均一分散させる無数の微小突起１６を設けた。 （もっと読む）

【課題】原子力発電プラント内のＨ2およびＯ2などの滞留した非凝縮性ガスが燃焼することにより損傷を受けやすい設備から非凝縮性ガスを静的に除去するシステムを提供する。
【解決手段】システムは、静的格納容器冷却系（ＰＣＣＳ）コンデンサの下部ヘッダに設置した触媒プレート１０５と、ＰＣＣＳコンデンサの凝縮チューブまたはＰＣＣＳコンデンサの環状出口の内面の触媒充填部材および／または触媒コーティングとを含む。構造は、水の形成を抑制すると共に非凝縮性ガスとの接触を促進する表面または疎水性要素を有してもよい。原子力発電プラント内の非凝縮性ガスは、このシステムを個々にまたは組み合わせて設置および使用することによって除去される。内部で非凝縮性ガスの再結合を容易にするために、ＰＣＣＳコンデンサの運転圧力を増大させてもよい。 （もっと読む）

【課題】本発明は、静的格納容器冷却設備の蒸気冷却熱交換器を格納容器外部に設置するシステムにおいて、窒素や水素などの非凝縮性ガスが存在した場合でも静的格納容器冷却設備の除熱性能の低下を抑制可能な手段を提供することである。
【解決手段】本発明は、少なくとも２つ以上の蒸気冷却熱交換器と、前記ドライウェル内の蒸気または蒸気と非凝縮性ガスの混合気体を引き込む気体引込手段と、該気体引込手段から前記蒸気冷却熱交換器の間に設けられた非凝縮性ガス分離装置とを有し、該非凝縮性ガス分離装置内で分離された蒸気または蒸気と非凝縮性ガスの混合気体をそれぞれ別の前記蒸気冷却熱交換器に導くことを特徴とする。 （もっと読む）

【課題】原子炉格納容器の内側に配置される主蒸気管が破断して、原子炉格納容器の内部温度が上昇したりベント管蒸気流束が増加したりしても、これらの設計上の上限値に対する余裕が充分に確保される原子力プラント及び主蒸気の流動制御方法を提供する。
【解決手段】原子力プラントＰにおいて、炉水を加熱して蒸気を発生させる原子炉圧力容器１を格納する原子炉格納容器９と、前記原子炉格納容器９を貫通して前記原子炉圧力容器１からタービン１１に前記蒸気を導く複数の主蒸気管３と、前記原子炉格納容器９の隔壁を挟んで前記主蒸気管３に設けられる一対の主蒸気隔離弁４と、前記主蒸気隔離弁４よりも下流側で複数の前記主蒸気管４を相互に連絡させる主蒸気ヘッダ８と、前記主蒸気隔離弁４よりも下流側でかつ前記主蒸気ヘッダ８よりも上流側の前記主蒸気管４又は前記主蒸気ヘッダ８に設けられる流量制限手段と、を備える。 （もっと読む）

【課題】本発明は、原子炉格納容器冷却設備の信頼性を向上することを目的とする。
【解決手段】本発明は、原子炉格納容器冷却設備を備えた原子力プラントに関し、隔壁に前記ドライウェルと連通する連通部を設けると共に、隔壁内の空間に面した開口部とダイヤフラムフロアより下側の圧力抑制プールの水面下に設けられた開口部とを備えた第１の配管を設けることを特徴とする。
【効果】本発明によれば、原子炉格納容器冷却設備の信頼性を向上できる。 （もっと読む）

【課題】原子炉格納容器上部に設置する上部冷却水貯蔵タンクの容積を低減するか又は省略することによって、原子力プラントの小型化及び低コスト化を図ることができるとともに、受動的な駆動力を利用した高信頼性の原子炉格納容器の冷却構造を提供する。
【解決手段】本発明の原子炉格納容器の冷却構造は、原子炉格納容器２の外周面を取り囲む環状の空気流路４と、前記空気流路４の外周に配置した側面冷却水貯蔵タンク８と、前記格納容器３の外周面に設けられた環状の樋１０と、前記樋１０の底部に設けられた流下孔１２と、前記側面冷却水貯蔵タンク８の冷却水を前記樋１０に配水する複数の配水ダクト９と、を有する。 （もっと読む）

【課題】本発明の目的は、信頼性を向上させ、しかもより小型で低コストな非常用復水システムを提供することである。
【解決手段】本発明は、凝縮水戻し管上に設置されている復水弁において、蒸気凝縮伝熱管に近い側から直列に破裂弁と逆止弁を配置する。逆止弁は、蒸気凝縮伝熱管に近い側を上流側として設置する。破裂弁と逆止弁および前記凝縮水戻し管の管壁によって密閉された低圧室を低圧状態とし、破裂弁が開放する弁両側の差圧は、開放すべき原子炉圧力容器内の圧力と、密閉された低圧室内の圧力の差に設定する。また、密閉された低圧室と、該低圧室よりも低圧に保持された低圧室とを圧力逃がし弁で接続し圧力逃がし弁により、密閉された低圧室の圧力を一定の低圧状態に保つ。原子炉圧力容器内の圧力が設定値まで上昇すると、破裂弁が外部からの動力及び作動信号無しに機械的に開放し、非常用復水システムが作動する。 （もっと読む）

【課題】原子力発電プラントの燃料プール冷却浄化（ＦＰＣ）系・圧力抑制プール浄化（ＳＰＣＵ）系において、オンラインメンテナンス時の単一故障時の冷却性を確保する。
【解決手段】原子力発電プラントは、使用済燃料プール１と、圧力抑制プール１８と、使用済燃料プール１内の水を取り出してその水を冷却し浄化して使用済燃料プール１に戻すＦＰＣ系５０と、弁の切り替えによってＦＰＣ系５０の一部を利用して圧力抑制プール１６内の水を取り出してその水を浄化するＳＰＣＵ系７０と、を有する。ＦＰＣ系５０は、ろ過脱塩装置１０、１１と、３基の熱交換器１２、１３、１４と、第１、第２および第３のポンプ９、８、７と、を有する。ＳＰＣＵ系７０は、第３のポンプ７およびろ過脱塩装置１０、１１を用いて圧力抑制プール水を浄化する。 （もっと読む）

【課題】原子炉格納容器で、原子炉一次格納容器から大量水素を含む高圧ガスをベントした場合の水素の爆轟および爆燃を抑制し、高圧ガスに含まれる放射性物質の漏洩を抑制でき、かつ、通常運転時は運転床を含む空間に運転員が立ち入って作業できるようにする。
【解決手段】原子炉格納容器８は、原子炉圧力容器２を格納する原子炉一次格納容器３と、原子炉一次格納容器３の外部に設置されて、原子炉一次格納容器３と同等の耐圧性と気密性とを有する原子炉二次格納容器４と、原子炉二次格納容器４内に設置されて、原子炉一次格納容器３内の事故時に原子炉一次格納容器３内から放出される高圧気体を受容して閉じ込めながら膨張するエアバッグ５と、原子炉一次格納容器３とエアバッグ５とを連結する気相ベント管６と、を有する。 （もっと読む）

【課題】可燃性ガスの濃度を短時間に低減できる原子炉格納設備を提供する。
【解決手段】２次ＰＣＶ１５で覆われた１次ＰＣＶ３は、内部にドライウエル６、及び内側圧力抑制プール８及び内側ウエットウエル９を有する第１圧力抑制室７を形成する。１次ＰＣＶ３と２次ＰＣＶ１５の間には、仕切り床１７の下方及び上方に第２圧力抑制室１６及び機器設置エリア２０が形成される。第２圧力抑制室１６が内側圧力抑制プール８に連通する外側圧力抑制プール２５及びウエットウエル９に連通する外側ウエットウエル２６を有する。破裂板１９で封鎖された、外側ウエットウエル２６と機器設置エリア２０を連絡する複数の開口部１８が、仕切り床１７に形成される。機器設置エリア２０の容積は各ウエットウエルの容積の合計の７５％以上１２０％以下である。複数の触媒式可燃性ガス処理装置２７が機器設置エリア２０内に設置される。 （もっと読む）

【課題】製作、設置が容易であって、内圧が所定圧に達したときに開放する以外は開放状態とならないようにして、誤作動の発生を防いだ信頼性の高いブローアウトパネルを提供する。
【解決手段】内圧が所定圧に達したときに内圧を外部に逃す原子力発電プラントのブローアウトパネルにおいて、ブローアウトパネル１は弾性体からなる。弾性体は、ゴム又は粘着フィルムで両面を被覆したゴムである。 （もっと読む）