JPH0371091A - 原子炉施設 - Google Patents
原子炉施設Info
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- JPH0371091A JPH0371091A JP1205806A JP20580689A JPH0371091A JP H0371091 A JPH0371091 A JP H0371091A JP 1205806 A JP1205806 A JP 1205806A JP 20580689 A JP20580689 A JP 20580689A JP H0371091 A JPH0371091 A JP H0371091A
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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)
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。
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。
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。
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。
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。
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。
、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。
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。
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。
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。
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。
(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
。
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〉。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
.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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
、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
。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
IJ’i割性物質性物質除去フィルタ・・・連絡母管。
Claims (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。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP1205806A JPH0371091A (ja) | 1989-08-10 | 1989-08-10 | 原子炉施設 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP1205806A JPH0371091A (ja) | 1989-08-10 | 1989-08-10 | 原子炉施設 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH0371091A true JPH0371091A (ja) | 1991-03-26 |
Family
ID=16512999
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP1205806A Pending JPH0371091A (ja) | 1989-08-10 | 1989-08-10 | 原子炉施設 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPH0371091A (ja) |
-
1989
- 1989-08-10 JP JP1205806A patent/JPH0371091A/ja active Pending
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