JPH0371091A - 原子炉施設 - 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】 （発明の目的） （産業上の利用分野） 本発明は少なくとも２以上の原子炉格納容器を備えた原
子炉施設に係り、特に事故時における原子炉格納容器内
の過圧を抑制すると共に、大気中へ放出される気体の放
射能を低減するようにした原子炉施設に関する。

〈従来の技術〉 一般に、原子炉施設に備えられる原子炉格納容器は、事
故発生時に原子炉と外部の環境を隔離し、放射能を有す
る核***生成物が原子炉圧力容器外に放出された場合に
も、核***生成物の外部環境への放出の障壁となり、放
射性物質が外部の環境に放出されることを防止する目的
で設置される。

沸騰水型原子炉の原子炉格納容器は、一般にドライウェ
ル、ナブレッシ」ンブエンバおよびドライウェルとサブ
レッジコンチェンバとを連結するベント管から構成され
る。ドライウェル内には原子炉圧力容器が収容され、ザ
ブレッジ３ンヂＩンバには冷却水が貯留される。

原子炉圧力容器に接続される配管が破断し、高温高圧の
一次冷却水がドライウェルに放出される事故（以下Ｌ　
ＯＣＡという）時には、ドライウェル内の水蒸気を主成
分どする雰囲気ガスがベント管を介して→ノープレッシ
ョンチェンバの冷却水中に導かれて冷却凝縮され、原子
炉格納容器内の圧力上昇が抑制される。また、ｌ　ＯＣ
Ａ時には、喪失した一次冷却水を補給するため、非常用
炉心冷却系が作動し、炉心の冷却を行なうと同時に、サ
ブレッジコンチェンバの冷却水を冷却するため、原子炉
格納容器冷却系（崩壊熱除去系）が作動し、冷却水の湿
度上昇が抑制される。

このような原子炉格納容器を右する原子炉施設において
、万一異常な事象が発生し、原子炉圧力容器内への冷却
補給１段が常用および非乱用共に喪失し、炉心冷却機能
が完全に喪失してしまう事故や、あるいは原子炉格納容
器からの除熱機能が完全に喪失してしまう事故（ｊス下
苛酷事故という）を想定し、そ−のような？ｊ′ｌ′Ｍ
　’ｔＫ　＃大況下においてｂＫミ子炉施設の安全性を
確保し得るように設備を構成することは、安全対策を強
化する上で有効な手段である。

ここで、炉心冷却機能が完全に喪失してしまう苛酷事故
を仮に想定すると、炉心は崩壊熱により加熱されて炉心
溶融に至り、溶融炉心は原子か圧ノ〕容器を溶融貫通し
、原子炉圧力容器下部に落下する。落下した溶融炉心は
下部のコンクリートと反応し、Ｃｏ、１−１２等のｊ［
凝縮性ガスを多量に発生ずるど同時に、ドライウェル内
の温度を上界させ、ドライウェル内圧を上昇させる。ド
ライウェル内圧上昇に伴い、雰囲気ガスがペン１〜管を
介してザプレッションブエンバに導かれるが、雰囲気ガ
スの主成分が非凝縮性ガスであるため、凝縮されること
なくドライウェルど同様にサブレッジ」ンチｌンバのル
カもＪＴ、　ｆＲづる。この結果、原子炉格納容器Ｇよ
過圧破損し、原子炉格納容器内の多量の核***生成物が
環境に放出されることになる。

また、原子炉格納容器からの除熱機能が完全に喪失して
しまう苛酷事故を仮に想定すると、炉心冷却機能は健全
であり、炉心は冷却されるが、炉心で崩壊熱により発生
した高温の水蒸気が継続してサプレッションチェンバの
冷却水中に放出される結果、冷却水の温度が上昇してや
がて飽和温度となり圧力抑制効果を失う。その後、原子
炉格納容器内の温度および圧力は上前を続け、過圧破損
に至る。原子炉格納容器が破損すると、サブレッジコン
チェンバの冷却水を水源とする非常用炉心冷却系が機能
喪失する可能性が大ぎく、その場合、炉心冷却機能が喪
失して炉心溶融が発生し、核***生成物が原子炉格納容
器内に放出される。原子炉格納容器は既に破損している
ため、結局、核***生成物が環境に放出されることにな
る。

（発明が解決しようとする課題） 万一苛酷事故が発生ずると、原子炉格納容器が過圧破損
して、多量の核***生成物が環境に放出される。このよ
うな苛酷事故の発生の可能性自体は極めて小ざいが、原
子炉格納容器の健全性を紺持し、多量の核***生成物の
大気中への放出を防止する手段を構築することにより、
原子炉施設の安全性を向上・強化することが望まれる。

本発明は上記の事情を考慮してなされたもので、原子炉
格納容器の過圧事象発生時に、その圧力上昇を抑制して
原子炉格納容器の過圧破損を防止すると共に、人気中へ
放出される気体の放射能を低減させることができる原子
炉施設を提供することを目的とする。

〔発明の構成〕

（課題を解決するための手段〉 本発明は、少なくとも２以上の原子炉格納容器を備え、
各原子炉格納容器が内部に原子炉「ノノ容器を収納する
ドライウェルど、内部に冷用水を保有づ゛るサブレッジ
コンチェンバと、上記ドライウェルの気体をサプレッシ
ョンチェンバの冷却水中へ放出するためのベント管とを
有してなる原子炉施設において、各原子炉格納容器に、
ドライウェルとザプレツションチ１ンバの気相部とを連
結する連結配管と、この連結配管のうちドライウェルと
サブレツションチ丁ンバに近接する位置にそれぞれ介装
される隔離プｔと、リープレツシコンチ■ンバの気相部
を大気中へ開放可能な開放配管と、この開放配管のうち
サプレッションチェンバに近接する位置に介装される隔
離弁と、上記開放配管に肴脱可能に設けられた放射性物
質′除去フィルタとを備える一方、各原子炉格納容器の
連結配管を連絡母管を介して相互に連絡したものである
。

（作用） 本発明において、一方の原子炉で苛酷事故が発生し、炉
心が溶融して原子炉圧力容器を貫通し、核***生成物が
原子炉格納容器のドライウェル内に放出されて内圧が上
昇すると、ドライウェル内の核***生成物を含む気体は
、ペン１〜管を介してザブレッジ」ンチェンバの冷却水
を通過した後、サプレッションチェンバの気相部に導か
れる。核***生成物を含む気体は、サプレッションチェ
ンバの冷１ｉＩ水を通過４る際に、気泡状とな−）で水
中を１−昇する過程で核***生成物が除去される（スク
ラビング効果〉。

サプレッションチェンバの気相部に移行した気体は、ザ
ブレッジ」ンチェンバの気相部とく事故の起ぎていない
）他方の原子炉格納容器のドライウェルとを連絡す゛る
ｊ重粘配管に介装された隔１１１１１弁を開放すること
により、連結配管および連絡母管を介して他方の原子炉
格納容器のドライウェルに導かれる。その結果、他方の
原子炉格納容器においてドライウェルの圧力が上昇する
ため、ドライウェル内の気体はペン１〜管を介してリー
プレツションチェンバの冷却水中でスクラビング効果を
受すた後、ザプレッションチＪンバの気相部に至る。

他方の原子炉格納容器の冷却手段が健全に機能する場合
には、その冷却手段により冷却され、圧力の上界は充分
に抑制される。しかし、他方の原子炉格納容器の冷却手
段も機能が喪失しているような事態も考えられる。この
場合には、サブレッジ３ンヂＪンバの気相部に至った気
体Ｇｅｔ　、リーブレッションチェンバの気相部を人気
中へ開放可能な開放配管に設置された隔離弁を開放する
ことにより、その開放配管を通って散開性物質除去フィ
ルタへ案内され、この放射性物質除去フィルタで放射性
物質が除去された後、大気中へ放出される。

その結果、原子炉格納容器内の圧力の上昇が抑制される
と共に、大気中へ放出される気体に含まれる放射性物質
を除去することができる。

さらに、苛酷事故の収束の過程でサプレッションチェン
バの水位が上昇し、その原子炉格納容器のサプレッショ
ンチェンバ気相部と他方の原子炉格納容器のドライウェ
ルどを連絡する連結配管の接続部が水没する場合が考え
られる。この場合には、一方の原子炉格納容器のドライ
ウェルと他方の原子炉格納容器のドライウェルとを連絡
する連結配管に介装した隔離弁を開くことにより、圧力
が上昇したドライウェルから連結配管および連絡母管を
介して他方の原子炉格納容器のドライウェルへ気体を案
内する。その後の畦締は、サプレッションチェンバの気
相部から他方の原子炉格納容器のドライウェルに気体を
導く場合と同様である。

このＪ：うにして、他方の原子炉格納容器の自由空間体
積および冷却手段を圧力が上昇した原子力ｊ格納容器の
内圧上昇の緩和に利用して、核***生成物の外部環境へ
の放出を制限し、または遅らせることにより、放射性核
種の減衰を行なわせることができる。また、核***生成
物を含む原子炉格納容器内の気体をサプレッションチェ
ンバの冷却水に２回通過させてスクラビング効果を受け
ることにより、気体中の核***生成物を充分に除去する
ことができる。さらに、サプレッションチェンバ内の気
体を開放配管を介して人気中へ放出する際に、気体を放
射性物質除去フィルタに通すことにより、大気中へ放出
される気体の放射性物質を除去することができる。その
結果、苛酷事故時において、原子炉格納容器の圧力の上
昇を抑制し、その健全性を確保すると共に、核***生成
物の環境への多量の放出を防止することが可能となる。

（実施例） 本発明に係る原子炉ＩＭ設の一実施例について第１図を
参照して説明づる。

原子４施設置には一対の原子炉格納容器２゜２′が備え
られる。一方の原子炉格納容器２には、内部に原子炉圧
力容器３を収納するドライウェル４と、内部に冷却水５
を有するサブレッジコンチェンバ６と、ドライウェル４
の気体をサブレッジコンチェンバ６の冷却水５中へ放出
するための複数のベント管７とが備えられる。

原子炉格納容器２のドライウェル４とサブレッジコンチ
ェンバ６の気相部とは外部において連結配管９により連
結され、この連結配管９のうちドライウェル４どの接続
部に近接する位置に隔離弁１０が介装され、サプレッシ
ョンチェンバ６との接続部に近接する位置に隔離弁１１
が介装される。

また、サブレッジコンチェンバ６の気相部には開放配管
１３が接続され、この開放配管１３の末端には大気に連
通ずる大気放出口１４が接続される。開放配管１３のう
ちサブレッジコンチェンバ６との接続部に近接する位置
に隔離弁１６が介装されると共に、開放配管１３の途中
に短管１７またば放射性物質除去フィルタ１８が備えら
れる。

他方の原子炉格納容器２′についても同様に構成される
ため、同様の符号を付して＠複説明を省略する。

両原子炉格納容器２．２′の連結配管９，９′は、隔離
弁１０．１０’　と隔離弁１１．１１’　との中間位置
において、連絡母管２０により相互に連絡される。なお
、原子炉格納容器２のドライウェル４内の圧力を常時監
視し、原子炉格納容器２が過圧破損に至る前に隔離弁１
１．１０’　を開状態とし、サプレッションチェンバ６
内の雰囲気ガスを連結配管９、連絡母管２０および連結
配管９′を通って他方の原子炉格納容器２′のドライウ
ェル４′へ放出させるために図示しない圧力計が備えら
れる。他方の原子炉格納容器２′にも同様に図示しない
圧力計が備えられる。

また、過圧状態にあるサブレッジコンチェンバ６から他
方の原子炉格納容器２′のドライウェル４′へ雰囲気ガ
スを放出している状態において、サプレッションチェン
バ６内の冷却水５の水位が１ ２ 上昇する場合に、冷却水５の水位が連結配管９との接続
部にまで上昇する以前に、サプレッションチェンバ６側
の隔離弁１１を開状態にし、ドライウェル４側の隔離弁
１０を開状態とすることにより、過圧状態のドライウェ
ル４内の雰囲気ガスを連結配管９、連絡母管２０および
連結配管９′を通って他方の原子炉格納容器のドライウ
ェル４′へ直接放出させるために図示しない水位計が備
えられる。他方の原子炉格納容器２′にも同様に図示し
ない水位計が備えられる。

なお、開放配管１３．１３’　に介装される隔離弁１６
．１６’　は通常時は閉状態であり、双方の原子炉格納
容器２，２′の冷却設備が故障している場合に開状態と
づることができるようになっている。

次に上記実施例の作用について説明する。

上記実施例において、万一　一方の原子炉格納容器２で
苛酷事故のような事象が発生した場合、原子炉の崩壊熱
によって発生する水蒸気等によりドライウェル４内の圧
力が上昇し、水蒸気等はベント管７を経由してサプレッ
ションチェンバ６に貯留される冷却水５中へ導かれる。

多量の水蒸気等が冷却水５中へ導かれると、冷却水５の
水海が上昇し、やがて飽和温度となって圧力抑制効果を
失い、その後、原子炉格納容器２内の温度および圧力が
上界を続ける。

原子炉格納容器２内の圧力が異常に上昇すると、図示し
ない圧力計がこれを検知し、原子炉格納容器２が過圧破
損に至る前に、隔離弁１１．１０’を開状態とし、過圧
状態にあるサプレッションチェンバ６内の雰囲気ガスを
連結配管９、連絡母管２０および座結配管９′を通って
他方の原子炉格納容器２′のドライウェル４′へ放出す
る。その結果、他方の原子炉格納容器２′のドライウェ
ル４′内の圧力が上昇し、その雰囲気ガスはベント管７
′を通ってサプレッションチェンバ６′に貯留される冷
却水５′中に放出され、圧力抑制効果によって圧力上昇
が抑制される。サプレッションチェンバ６′の冷却水５
′は図示しない冷却設備によって冷却され、その温度お
よび圧力の上昇が抑制される。

過圧状態にある原子炉格納容器２のドライウェル４内の
雰囲気ガスはサプレッションチェンバ６内に貯留される
冷却水５に通され、さらに他方の原子炉格納容器２′の
サプレッションチェンバ６に貯留される冷却水５′に通
される。したがって、二重のスクラビング効果により雰
囲気ガス中の核***性物質が大幅に除去される。

また、過圧状態にある原子炉格納容器２は、図示しない
外部とＩ水子段により冷却水がＩＪ：（了カーｉ格納容
器２内へ注入されるため、サプレッションチェンバ６内
の冷却水５の水位が徐々に上昇する。このため、サプレ
ッションチェンバ６内の冷却水５の水位上Ｒを図示しな
い水位泪により検知し、サプレッションチェンバ６内の
冷却水５の水位が連結配管９との接続部にまで上昇する
以前にサプレッションチェンバ６側の隔離弁１１を閉状
態とし、ドライウェル４側の隔離弁１０を開状態どする
ことにより、過圧状態にあるドライウェル４内の雰囲気
ガスを、サプレッションチェンバ６を経由することなく
、直接連結配管９、連絡母管２０および連結配管９を通
って他方の原子炉格納容器２′のドライウェル４′へ放
出する。

他方の原子炉格納容器２′の冷却設備が健全な場合には
上述したｊ：うに圧力」上昇の抑制および核***性物質
の除去が可能である。しかし、他方の原子炉格納容器２
′の冷却設備も故障している場合も考えられる。

他方の原子炉格納容器２′の冷却設備も故障している場
合には、事故側の原子炉格納容器２から放出された雰囲
気ガスによって他方の原子炉格納容器２′のドライウェ
ル４′の圧力が上昇し、サブレッションヂエンバ６′の
冷却水５′が冷却されないことから、冷却水５′の水温
が飽和温度となり、原子炉格納容器２′の圧力および温
度が上昇する。この場合、ザブレッションチェンバ６′
に接続されている開放配管１３′に介装された隔離弁１
６′を開状態とし、開放配管１３′を通って雰囲気ガス
を大気放出口１４′から大気中へ放出し、これにより原
子炉格納容器２′内の＋１力の５ ６ 上昇を抑制する。雰囲気ガス中に含まれる核***性物質
は、サプレッションチェンバ６，６′内に貯留される冷
却水５，５′中を通過する間に二重のスクラビング効果
により除去され、さらに開放配管１３′に介装された放
則性物質除去フィルタ８を通過づ−る間に大部分が除去
される。したがって、大気中へ放出されるガス中の放射
性物質は大幅に除去されている。

このように上記実施例によれば、苛酷事故が発生して原
子炉格納容器２が過圧状態に至った場合に、事故側の原
子炉格納容器２内の雰囲気ガスを隣接する健全な原子炉
格納容器２′内に放出することより、事故側の原子炉格
納容器２の過圧状態を緩和づ−ることができ、原子炉格
納容器２の破損を防止することができる。

また、事故側の原子炉格納容器２内の雰囲気ガスをサプ
レッションチェンバ６内の冷却水５に通し、さらに健全
側の原子炉格納容器２′のサプレッションチェンバ６′
内の冷用水５′に通すことにより二重のスクラビング効
果によって雰囲気ガス中の核***性物質を大幅に除去す
ることができる。

さらに、健全側の原子炉格納容器２′の冷却設備が故障
した場合には、健全側の原子炉格納容器２′のザプレッ
ションヂエンバ６′から開放配管１３’Ｊ３よび大気放
出口１／Ｉ′を通って雰囲気ガスを大気中へ放出するこ
とにより、事故側の原子炉格納容器２の過圧破損を防１
トすることができる。

この場合、事故側の原子炉格納容器２内の雰囲気ガスは
、ザプレッションチＪンバ６，６′内の冷却水５，５′
を通過することにより二重のスクラビング効果によって
核***性物質が大幅に除去され、さらに開放配管１３′
に介装された放ＤＡｔＥ物質除去フィルタ１８を通過す
る際に放射性物質が殆ど除去される。したがって、大気
放出口から大気中へ放出されるガスには故国性物質が殆
ど含まれない。

その結果、苛酷事故発生時においても、原子炉格納容器
２，２′の健全性を郭持することができ、放射性物質の
外部環境への放出を著しく制限づ−ることが可能となる
。

次に本発明の他の実施例について第２図〜第８図を参照
して説明する。

第２図は、可搬式の散開性物質除去フィルタ１８Ａを示
すものである。この実施例においては、可搬式の放用付
物買除去フィルタ１８Ａと開放配管１３′とを接続する
ために、散開性物質除去フィルタ１８Ａの前後の開放配
管１３′に止め弁２２．２３が設けられると共に、散開
性物質除去フィルタ１８Ａをバイパスするバイパス配管
２４と、そのバイパス配管２４に介装されるバイパス弁
２５とが設置ノられる。この実施例によれば、万一苛酷
事故が発生し、雰囲気ガスを大気中へ放出するような場
合、放胴性物質除去フィルタ１８Ａを運搬して容易に開
放配管１３′に接続することができると共に、放胴性物
質除去フィルタ１８Ａが設置されないときでも、バイパ
ス弁２５を閉状態とすることにより、雰囲気ガスを人気
中へ放出することが可能となる。

第３図〜第５図は隔離弁２７〜２９の構成を示ずもので
ある。これらの隔離弁２７〜２９は上述した隔離弁１０
．１０’　、１１．１１’　、１６’１６のいずれにも
使用づることができる。

第３図に示づ隔離弁２７は電動弁Ａ、Ｂが卯列に介装さ
れ、Ａ系電源からは電動弁Ａへ、Ｂ系電源からは電動弁
Ｂへ電源が供給される。これにより、動的ｍ器である電
動弁Ａ、［３の一方が故障した場合にも開放ｍ能を確保
することができる。

第４図に示す隔離弁２８は、２個直列の電動弁Ａ。

Ａ、Ｂ、Ｂが２組並列に介装さ“れ、２個直列の電動弁
Ａ、ＡまたはＢ、Ｒは同一のバッテリ電源としてＡ系電
源からは電動弁Ａ、Ａ、１３系分源からは電動弁Ｂ、Ｂ
に電源が供給される。この場合、電動弁Ａ、Ｂの開閉試
験を１弁ずつ行なうことにより、開閉試験中に隔離事象
が発生し、かつ単一故障を仮定しても、機能が損われな
い。

第５図に示′ＩＪｌｌｌｉｌＩｌＩＩ弁２９は、２個直
列の本動弁ＡＢ、Ｃ，Ｄを２　Ｉｌｌ並夕Ｉ）に設画し
、Ａ系電諒からは電動弁Ａへ、Ｂ系電源からは電動弁Ｂ
へ、Ｃ系電源からは電動弁Ｃへ、１〕系電源からは電動
弁　９ ０ Ｄへそれぞれ電源を供給するようにしたものである。こ
れによれば、いずれか１つの電動弁Ａ、Ｂ。

Ｃ，Ｄが故障しても開放および隔離機能を確保すること
ができる。

第６図は３基の原子炉格納容器を備えた原子炉施設の場
合を示すものである。この場合に（ま、図示しない第３
の連結配管に接続される連絡母管３０を前述した連絡母
管２０に接続することにより、相互に雰囲気ガスを導く
ことが可能となる。

第７図は連絡母管２０の内部気体を置換できるように構
成したものである。すなわち、連絡母管２０には、内部
気体の窒素置換ができるように窒素封入配管３１が接続
され、事故時にドライウェル４内の酸素濃度上昇を防止
し、可燃限界に到達するのを防止できるようになってい
る。

第８図は開放配管１３が二次格納施設３３を貫通するこ
とにより、気体が非常用ガス処理系をバイパスして大気
放出されることがないように、二次格納施設３３を貫通
する箇所にも隔離弁２７を設けると共に、ナブレッショ
ンチェンバ６の二次格納施設３３貫通部の隔離弁２７．
１６の中間に、二次格納施設内へ開放するベント管３４
を設置）、２個直列の常時開のペン１〜弁３５．３６を
設げし、事故発生時には、非常用ガス処理バイパスリー
クを防止するために閉状態となるＪ：うにしたしのであ
る。なお、非常用ガス処理系は、冷却材喪失事故時に原
子炉格納容器２．２′から僅かながら、原子炉格納容器
２，２′を収容する二次格納施設３３内へ漏洩してくる
改削性物質を処理するために設置されるものである。

〔発明の効果〕

本発明は、各原子炉格納容器に、ドライウェルとザブレ
ッションチ１ンバの気相部とを連結づる連結配管と、こ
の連結配管のうちドライヴ１ルと→ノープレッションチ
ェンバに近接づる位置にそれぞれ介装される隔離弁と、
υブレッションヂエンバの気相部を大気中へ開放可能な
開放配管と、この開放配管のうちザプレツションチェン
バに近ＩＢづ゛る位置に介装される隔離弁と、上記開放
配管に着脱可能に設けられた散開性物質除去フィルタと
を備える一方、各原子炉格納容器の連結配管を連絡母管
を介して相互に連絡したから、原子炉格納容器の過圧事
象発生時に、過圧状態にある原子炉格納容器内の雰囲気
ガスを連結配管ａ３よび連絡母管を通って隣接する原子
炉格納容器に放出させ、その圧力上界を抑制することに
より原子炉格納容器の過圧破損を防止すると共に、原子
炉格納容器内の雰囲気ガス中の放射能を低減させ、放射
性物質の外部環境への放出を防止することができる。

１４′・・・大気放出口、１７・・・短管、１８・・・
ＩＪ’ｉ割性物質性物質除去フィルタ・・・連絡母管。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 少なくとも２以上の原子炉格納容器を備え、各原子炉格
   納容器が内部に原子炉圧力容器を収納するドライウェル
   と、内部に冷却水を保有するサプレツシヨンチエンバと
   、上記ドライウェルの気体をサプレツシヨンチエンバの
   冷却水中へ放出するためのベント管とを有してなる原子
   炉施設において、各原子炉格納容器に、ドライウェルと
   サプレツシヨンチエンバの気相部とを連結する連結配管
   と、この連結配管のうちドライウェルとサプレッシヨン
   チエンバに近接する位置にそれぞれ介装される隔離弁と
   、サプレッシヨンチエンバの気相部を大気中へ開放可能
   な開放配管と、この開放配管のうちサプレッシヨンチェ
   ンバに近接する位置に介装される隔離弁と、上記開放配
   管に着脱可能に設けられた放射性物質除去フィルタとを
   備える一方、各原子炉格納容器の連結配管を連絡母管を
   介して相互に連絡したことを特徴とする原子炉施設。