JP2523673B2 - 核***生成物除去装置 - Google Patents
核***生成物除去装置Info
- Publication number
- JP2523673B2 JP2523673B2 JP62210840A JP21084087A JP2523673B2 JP 2523673 B2 JP2523673 B2 JP 2523673B2 JP 62210840 A JP62210840 A JP 62210840A JP 21084087 A JP21084087 A JP 21084087A JP 2523673 B2 JP2523673 B2 JP 2523673B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- blower
- containment vessel
- circulation pipe
- well
- fission product
- 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.)
- Expired - Lifetime
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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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
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、原子炉圧力容器を内蔵する原子炉格納容器
内に放出された核***生成物を除去する核***生成物除
去装置に関する。
内に放出された核***生成物を除去する核***生成物除
去装置に関する。
（従来の技術） 従来から沸騰水型原子力発電プラント等の原子力施設
は多重の安全装置を有し、環境に対する安全性を確保す
るように構成されているが、非常に低確率ながら安全装
置の多重故障等により炉心の損傷や溶融が発生する可能
性がある。このような場合にも、炉心から放出された核
***生成物が直接環境に放出されることがないように、
原子炉格納容器はある程度の安全性を確保することがで
きるように構成されている。
は多重の安全装置を有し、環境に対する安全性を確保す
るように構成されているが、非常に低確率ながら安全装
置の多重故障等により炉心の損傷や溶融が発生する可能
性がある。このような場合にも、炉心から放出された核
***生成物が直接環境に放出されることがないように、
原子炉格納容器はある程度の安全性を確保することがで
きるように構成されている。
第２図は原子炉格納容器の一例を示すもので、符号１
は原子炉格納容器を示す、この原子炉格納容器は原子炉
の炉心が収容された原子炉圧力容器２を収容する電球型
のドライウェル３と、圧力抑制水４を収納するウェット
ウェル５とがベント管６により接続されて構成されてい
る。このように構成された従来の原子炉格納容器では、
たとえば、安全装置の多重故障により炉心の損傷や溶融
が発生すると炉心から核***生成物が放出されるが、原
子炉圧力バウンダリーが破損していない場合は、この核
***生成物は発生した蒸気とともに逃がし安全弁を通り
ウェットウェル５の圧力抑制水４水中へ導かれる。そし
て圧力抑制水中へ導入された蒸気は、冷却され、凝縮す
ることにより、圧力上昇が防止され、圧力抑制水中へ導
入された核***生成物のうち、希ガス以外の核***生成
物の大部分は圧力抑制水４のスクラビング効果により圧
力抑制水中に保持され、ウェットウェル５の気相部およ
びドライウェル３内に存在する核***生成物量は大幅に
低減される。また原子炉圧力バウンダリーが破損した場
合には、炉心から放出された核***生成物は破損口より
直接ドライウェルへ放出されるがこのときはドライウェ
ルスプレーにより核***生成物の除去が行われる。
は原子炉格納容器を示す、この原子炉格納容器は原子炉
の炉心が収容された原子炉圧力容器２を収容する電球型
のドライウェル３と、圧力抑制水４を収納するウェット
ウェル５とがベント管６により接続されて構成されてい
る。このように構成された従来の原子炉格納容器では、
たとえば、安全装置の多重故障により炉心の損傷や溶融
が発生すると炉心から核***生成物が放出されるが、原
子炉圧力バウンダリーが破損していない場合は、この核
***生成物は発生した蒸気とともに逃がし安全弁を通り
ウェットウェル５の圧力抑制水４水中へ導かれる。そし
て圧力抑制水中へ導入された蒸気は、冷却され、凝縮す
ることにより、圧力上昇が防止され、圧力抑制水中へ導
入された核***生成物のうち、希ガス以外の核***生成
物の大部分は圧力抑制水４のスクラビング効果により圧
力抑制水中に保持され、ウェットウェル５の気相部およ
びドライウェル３内に存在する核***生成物量は大幅に
低減される。また原子炉圧力バウンダリーが破損した場
合には、炉心から放出された核***生成物は破損口より
直接ドライウェルへ放出されるがこのときはドライウェ
ルスプレーにより核***生成物の除去が行われる。
（発明が解決しようとする問題点） しかし、大規模な炉心の損傷や溶融が発生した場合に
は、ドライウェルスプレーは使用できない可能性が大き
い。この場合には、温度上昇によるドライウェルとウェ
ットウェルとの圧力差によりドライウェル内に存在する
核***生成物の一部はベント管を通りウェットウェル内
に移動し圧力抑制水中にトラップされるが、この圧力差
による核***生成物の移動量は少ないため、大量の核分
裂生成物を除去することは難しかった。
は、ドライウェルスプレーは使用できない可能性が大き
い。この場合には、温度上昇によるドライウェルとウェ
ットウェルとの圧力差によりドライウェル内に存在する
核***生成物の一部はベント管を通りウェットウェル内
に移動し圧力抑制水中にトラップされるが、この圧力差
による核***生成物の移動量は少ないため、大量の核分
裂生成物を除去することは難しかった。
そして核***生成物が大量にドライウェル雰囲気中に
存在すると、ドライウェル内の温度を上昇させ原子炉格
納容器を劣化させるだけでなく、原子炉格納容器が破損
した場合大量の核***生成物が環境へ放出されるという
問題があった。
存在すると、ドライウェル内の温度を上昇させ原子炉格
納容器を劣化させるだけでなく、原子炉格納容器が破損
した場合大量の核***生成物が環境へ放出されるという
問題があった。
本発明はこのような問題を解決するためになされたも
ので、炉心の損傷や溶融が発生し、原子炉圧力バウンダ
リーが破損している場合にも、原子炉格納容器内に放出
された核***生成物を効率良く除去し、原子炉格納容器
の破損が生じても核***生成物が環境へ放出される量を
低減した核***生成物除去装置を提供するものである。
ので、炉心の損傷や溶融が発生し、原子炉圧力バウンダ
リーが破損している場合にも、原子炉格納容器内に放出
された核***生成物を効率良く除去し、原子炉格納容器
の破損が生じても核***生成物が環境へ放出される量を
低減した核***生成物除去装置を提供するものである。
［発明の構成］ （問題点を解決するための手段） 本発明の核***生成物除去装置は、一端を原子炉圧力
容器を内蔵するドライウェルに開口させ、他端をウェッ
トウェルの気相部に開口させた循環配管と、この循環配
管に接続されてウェットウェル内の空気をドライウェル
側へ送風するブロワーと、このブロワーとウェットウェ
ルとの間に循環配管を分断して設置され、ウェットウェ
ル側の管端を水相部に開口させブロワー側の管端を気相
部に開口させた水を収容した密閉容器とを備えたことを
特徴とする。また、この循環配管は、ブロワーとドライ
ウェルとの間、およびブロワーとウェットウェルとの間
にそれぞれ開閉弁を介在させたものが使用に適してい
る。
容器を内蔵するドライウェルに開口させ、他端をウェッ
トウェルの気相部に開口させた循環配管と、この循環配
管に接続されてウェットウェル内の空気をドライウェル
側へ送風するブロワーと、このブロワーとウェットウェ
ルとの間に循環配管を分断して設置され、ウェットウェ
ル側の管端を水相部に開口させブロワー側の管端を気相
部に開口させた水を収容した密閉容器とを備えたことを
特徴とする。また、この循環配管は、ブロワーとドライ
ウェルとの間、およびブロワーとウェットウェルとの間
にそれぞれ開閉弁を介在させたものが使用に適してい
る。
なおブロワーは原子炉格納容器パージシステムのブロ
ワーと共通に用いてもよい。
ワーと共通に用いてもよい。
（作用） 本発明の核***生成物除去装置を接続した原子炉格納
容器においては、炉心の損傷や溶融により炉心から核分
裂生成物が放出された場合、ウェットウェルとブロワー
との間の開閉弁およびブロワーとドライウェルとの間の
開閉弁を開放し、ウェットウェルとドライウェルとの間
の循環配管に接続されたブロワーを運転することによ
り、ウェットウェルから循環配管を介して密閉容器内の
水中を通りドライウェルへ流れ、さらにドライウェルか
らベント管を通って圧力抑制水をくぐりウェットウェル
に戻る原子炉格納容器内部の気体の強制循環経路が確立
される。
容器においては、炉心の損傷や溶融により炉心から核分
裂生成物が放出された場合、ウェットウェルとブロワー
との間の開閉弁およびブロワーとドライウェルとの間の
開閉弁を開放し、ウェットウェルとドライウェルとの間
の循環配管に接続されたブロワーを運転することによ
り、ウェットウェルから循環配管を介して密閉容器内の
水中を通りドライウェルへ流れ、さらにドライウェルか
らベント管を通って圧力抑制水をくぐりウェットウェル
に戻る原子炉格納容器内部の気体の強制循環経路が確立
される。
これにより、炉心から原子炉格納容器内に放出された
核***生成物は、ブロワーによる強制循環によって圧力
抑制水中さらには密閉容器内の水中に導入され、圧力抑
制水および密閉容器収容水の二重のスクラビング効果に
より大部分の核***生成物が効率良く除去される。した
がって、原子炉格納容器が破損した場合でも環境に放出
される核***生成物量を大幅に低減することができる。
核***生成物は、ブロワーによる強制循環によって圧力
抑制水中さらには密閉容器内の水中に導入され、圧力抑
制水および密閉容器収容水の二重のスクラビング効果に
より大部分の核***生成物が効率良く除去される。した
がって、原子炉格納容器が破損した場合でも環境に放出
される核***生成物量を大幅に低減することができる。
（実施例） 以下本発明の実施例について図面を用いて説明する。
第１図は本発明の一実施例の核***生成物除去装置を
接続した原子炉格納容器の構成図である。符号１は原子
炉格納容器を示す、この原子炉格納容器１は原子炉の炉
心を収容した原子炉圧力容器２を収容したドライウェル
３と、圧力抑制水４を収容したウェットウェル５とがベ
ント管６により接続されている。そして符号７は実施例
の核***生成物除去装置を示し、この核***生成物除去
装置は、一端をドライウェル３に開口し他端をウェット
ウェル５の気相部に開口した循環配管８に、ブロワー９
および開閉弁10、11が接続されるとともに、ブロワー９
とウェットウェル５との間に、水13を収容したタンク14
が介挿されて構成されている。このタンク14と循環配管
８とは、ウェットウェル５側の管端がタンク14内の水中
に開口し、ブロワー９側の管端がタンク14の気相部に開
口するようにして接続されている。なお開閉弁１、11は
通常は閉じられている。
接続した原子炉格納容器の構成図である。符号１は原子
炉格納容器を示す、この原子炉格納容器１は原子炉の炉
心を収容した原子炉圧力容器２を収容したドライウェル
３と、圧力抑制水４を収容したウェットウェル５とがベ
ント管６により接続されている。そして符号７は実施例
の核***生成物除去装置を示し、この核***生成物除去
装置は、一端をドライウェル３に開口し他端をウェット
ウェル５の気相部に開口した循環配管８に、ブロワー９
および開閉弁10、11が接続されるとともに、ブロワー９
とウェットウェル５との間に、水13を収容したタンク14
が介挿されて構成されている。このタンク14と循環配管
８とは、ウェットウェル５側の管端がタンク14内の水中
に開口し、ブロワー９側の管端がタンク14の気相部に開
口するようにして接続されている。なお開閉弁１、11は
通常は閉じられている。
このように構成された原子炉格納容器では、安全装置
の多重事故により炉心の損傷や溶融が発生したとき炉心
から核***生成物がドライウェル３内およびウェットウ
ェル５内に放出されるが、このとき開閉弁10、11を開き
ブロワー９を運転することにより、ウェットウェル５の
気体は循環配管８を通りタンク14内の水13をくぐってド
ライウェル３内へ送られ、さらにドライウェル３の圧力
上昇によりベント管６を通り圧力抑制水４をくぐってウ
ェットウェル５に戻る。この強制循環経路により原子炉
格納容器内に存在する核***生成物は強制的に圧力抑制
水中およびタンク内水中に導入され、二重のスクラビン
グ効果によって効率よく大部分の核***生成物は除去さ
れるので、原子炉格納容器の破損により環境に放出され
る核***生成物を低減することができる。また、原子炉
格納容器１内の気体を圧力抑制水４およびタンク14内の
水13を通して循環させることにより原子炉格納容器１内
の雰囲気の温度上昇を低減し、原子炉格納容器１の耐性
を向上させることができる。さらに、ウェットウェル５
に浮遊する核***生成物はタンク14内の水13によって除
去されるので、核***生成物によるブロワー９の劣化、
損傷を有効に防止することができる。
の多重事故により炉心の損傷や溶融が発生したとき炉心
から核***生成物がドライウェル３内およびウェットウ
ェル５内に放出されるが、このとき開閉弁10、11を開き
ブロワー９を運転することにより、ウェットウェル５の
気体は循環配管８を通りタンク14内の水13をくぐってド
ライウェル３内へ送られ、さらにドライウェル３の圧力
上昇によりベント管６を通り圧力抑制水４をくぐってウ
ェットウェル５に戻る。この強制循環経路により原子炉
格納容器内に存在する核***生成物は強制的に圧力抑制
水中およびタンク内水中に導入され、二重のスクラビン
グ効果によって効率よく大部分の核***生成物は除去さ
れるので、原子炉格納容器の破損により環境に放出され
る核***生成物を低減することができる。また、原子炉
格納容器１内の気体を圧力抑制水４およびタンク14内の
水13を通して循環させることにより原子炉格納容器１内
の雰囲気の温度上昇を低減し、原子炉格納容器１の耐性
を向上させることができる。さらに、ウェットウェル５
に浮遊する核***生成物はタンク14内の水13によって除
去されるので、核***生成物によるブロワー９の劣化、
損傷を有効に防止することができる。
なお本発明において使用されるブロワーは、原子炉格
納容器パージシステムのブロワーと共通に用いてもよ
い。
納容器パージシステムのブロワーと共通に用いてもよ
い。
さらに、タンクに収容された水に、粉塵等を吸着する
性質を有する溶剤等を添加してもよい。
性質を有する溶剤等を添加してもよい。
［発明の効果］ 以上説明したように、本発明の核***生成物除去装置
は、多重事故等により原子炉から発生した核***生成物
をブロワーによる強制循環により効率的に除去すること
ができ、原子炉格納容器の破損が生じても核***生成物
が環境へ放出される量を低減することができる。したが
って本発明の核***生成物除去装置を用いれば、原子炉
格納容器の環境に対する安全性を向上させることができ
る。
は、多重事故等により原子炉から発生した核***生成物
をブロワーによる強制循環により効率的に除去すること
ができ、原子炉格納容器の破損が生じても核***生成物
が環境へ放出される量を低減することができる。したが
って本発明の核***生成物除去装置を用いれば、原子炉
格納容器の環境に対する安全性を向上させることができ
る。
第１図は本発明の一実施例の核***生成物除去装置を接
続した原子炉格納容器の構成図、第２図は原子炉格納容
器の一例の構成図である。 １……原子炉格納容器 ２……原子炉圧力容器 ３……ドライウェル ４……圧力抑制水 ５……ウェットウェル ６……ベント管 ７……核***生成物除去装置 ８……循環配管 ９……ブロワー
続した原子炉格納容器の構成図、第２図は原子炉格納容
器の一例の構成図である。 １……原子炉格納容器 ２……原子炉圧力容器 ３……ドライウェル ４……圧力抑制水 ５……ウェットウェル ６……ベント管 ７……核***生成物除去装置 ８……循環配管 ９……ブロワー
Claims (3)
- 【請求項１】一端を原子炉圧力容器を内蔵するドライウ
ェルに開口させ、他端をウェットウェルの気相部に開口
させた循環配管と、 この循環配管に接続されてウェットウェル内の空気をド
ライウェル側へ送風するブロワーと、 このブロワーとウェットウェルとの間に前記循環配管を
分断して設置され、ウェットウェル側の管端を水相部に
開口させブロワー側の管端を気相部に開口させた水を収
容した密閉容器 とを備えたことを特徴とする核***生成物除去装置。 - 【請求項２】前記循環配管が、前記ブロワーとドライウ
ェルとの間、および前記ブロワーとウェットウェルとの
間にそれぞれ開閉弁を介在させてなることを特徴とする
特許請求の範囲第１項記載の核***生成物除去装置。 - 【請求項３】前記ブロワーが原子炉格納容器パージシス
テムのブロワーと共通に用いられることを特徴とする特
許請求の範囲第１項または第２項記載の核***生成物除
去装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62210840A JP2523673B2 (ja) | 1987-08-25 | 1987-08-25 | 核***生成物除去装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62210840A JP2523673B2 (ja) | 1987-08-25 | 1987-08-25 | 核***生成物除去装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6454299A JPS6454299A (en) | 1989-03-01 |
| JP2523673B2 true JP2523673B2 (ja) | 1996-08-14 |
Family
ID=16595979
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62210840A Expired - Lifetime JP2523673B2 (ja) | 1987-08-25 | 1987-08-25 | 核***生成物除去装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2523673B2 (ja) |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS557199B2 (ja) * | 1975-02-10 | 1980-02-22 |
-
1987
- 1987-08-25 JP JP62210840A patent/JP2523673B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6454299A (en) | 1989-03-01 |
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