JPH0377096A - 原子炉格納容器のベント装置及び内圧低減方法 - 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） 本発明は原子力発電所に用いられる原子炉格納容器ベン
ト装置に関する。

（従来の技術） 原子力発電所に用い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（以下ＦＰという）が原子炉圧力容器外に放出さ
れた場合にも、ＦＰの外部環境への放出の障壁となり放
射能が外部の環境に放出することを防止する目的で設置
されている。

沸騰水型原子炉（以下ＢＷＲという）の原子炉格納容器
は一般にドライウェルとウェットウェルの２つのコンパ
ートメントに分割され、ドライウェル内には原子炉圧力
容器が収納され、ウェットウェル内には圧力抑制水が貯
蔵される。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ＬＯＣＡという）時には、ドライウェル内の水蒸気
を主成分とする雰囲気ガスがベント管を介して圧力抑制
水中に導かれ冷却凝縮され、原子炉格納容器内の圧力上
昇を抑制する構造となっている。また、ＬＯＣＡ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
作動し炉心冷却を確保すると同時に、圧力抑制水からの
除熱を行うため崩壊熱除去系が作動された圧力抑制水の
温度上昇が抑制される。

この様な原子炉格納容器を有する原子力発電所において
、現実的にはあり得ないことであるが異常な事象が発生
し原子炉圧力容器内への冷却水補給手段が常用及び非常
用ともに喪失し炉心冷却機能が完全に喪失してしまう事
故や或いは、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（以下苛酷事故という）を想定し、そ
れでも原子力発電所の安全性が喪失しないように対策を
実施することがあり得る。

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炉心溶融に至り溶
融炉心は原子炉圧力容器を溶融貫通し原子炉圧力容器下
部ペデスタルに落下する。

落下した溶融炉心は下部ペデスタルのコンクリートと反
応し、ＣＯ，Ｈ２等の非凝縮性ガスを多量に発生すると
同時に、ドライウェル内の温度を上昇させドライウェル
内圧を上昇させる。ドライウェル内圧上昇に伴ない雰囲
気ガイドベント管を介して圧力抑制水に導かれるが、雰
囲気ガスの主成分が非凝縮性のガスであるため凝縮され
ず圧力抑制効果が期待できずドライウェル同様、ウェッ
トウェル内圧も上昇する。この結果、原子炉格納容器は
過圧破損し原子炉格納容器内の多量のＦＰ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除熱機能が完全に喪失してし
まう苛酷事故時には、炉心冷却機能は健全であり炉心は
冷却される。しかし、炉心で崩壊熱により発生した高温
の水蒸気が継続して圧力抑制水中に放出される結果、圧
力抑制水の水温が上昇し、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、圧力は上昇を続は過
圧破損に至る。原子炉格納容器が破損すると圧力抑制水
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
大きい。この場合、炉心冷却機能が喪失し、炉心溶融が
発生しＦＰ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、ＦＰが環境に放
出されることになる。

苛酷事故の発生確率は極めて小さいことが確率論的安全
評価の結果判っているが、ＦＰを多量に環境に放出する
という結果の重要性に鑑み近年諸外国で苛酷事故時の原
子炉格納容器破損を防止する装置が検討されている。

この様に装置に各れも原子炉格納容器が過圧破損する破
損圧力まで到達する前に、フィルタ等によりＦＰを除去
した後原子炉格納容器内雰囲気ガスを環境に放出しく以
下格納容器ベントという）原子炉格納容器内圧の上昇を
抑えるものである。

このため、ＦＰのうち放射性の希ガスのようにフィルタ
等で除去できないＦＰ核種は直接環境に放出されること
になり、更に、原子炉格納容器過圧破損する前に環境に
放出する必要があることから時間的余裕が少なく放射能
の減衰効果も期待できない。その結果、苛酷事故時の格
納容器ベントで環境中に高放射能の希ガスが放出される
おそれがあった。

（発明が解決しようとする課題） 以上のように苛酷事故時には原子炉格納容器が過圧破損
した大量のＦＰが環境に放出されるおそれがある。この
苛酷事故の発生確率自体は極めて小さいものの結果の重
要性を考えると原子炉格納容器の健全性を維持し大量の
ＦＰ放出を防止することが必要である。

しかしながら、最近諸外国で提案されている過圧破損防
止対策としての原子炉格納容器ベント装置の場合、原子
炉格納容器内圧の減圧時（ベント時）には、放射性希ガ
スのように直接環境に放出されるＦＰが存在するため、
高放射能の希ガスが環境中に放出されるおそれがあった
。

本発明の目的は、原子力発電所の苛酷事故時に立地評価
審査指針の仮想事故時の被曝線量の基準値を超えること
なく原子炉格納容器内圧を減圧し、その健全性を確保し
ＦＰの環境への大量の放出を防止することのできる原子
炉格納容器ベント装置を提供することにある。

［発明の構成］ （課題を解決するための手段） 上記目的を遠戚するために、本発明に於いては原子炉格
納容器に隣接して設置された下部にスクラビング用水を
貯蔵した液相部を有する気密容器と、原子炉格納容器の
ウェットウェル気相部と気密容器を接続しウェットウェ
ル内の気体を気密容器液相部に導くスクラビング配管と
、このスクラビング配管に設置された常時は閉状態で原
子炉格納容器内圧上昇時に開動作するスクラビング弁と
、原子炉格納容器のドライウェルと気密容器を接続しド
ライウェル内の気体を気密容器液相部に導くドライウェ
ル連絡配管と、このドライウェル連絡配管に設置され常
時は閉状態で原子炉格納容器内圧上昇時に開動作を行う
連絡弁と、このスクラビング配管およびドライウェル連
絡配管と大気放出口を接続しドライウェル内或いはウェ
ットウェル内の気体を直接大気放出口に導く放出配管と
、この放出配管に設置され常時は閉状態で原子炉格納容
器内圧上昇時にドライウェル或いはウェットウェル内の
気体を直接大気放出口から外部環境に放出する場合に開
動作を行う放出弁と、気密容器気相部と大気放出口を接
続し気密容器内の気体を大気放出口に導く連絡配管と、
この連絡配管に設置され常時は閉状態で気密容器内圧の
上昇時に開動作を行う開閉弁とから成ることを特徴とす
る原子炉格納容器ベント装置を提供することにある。

（作　用） 苛酷事故時、炉心が溶接し原子炉圧力容器を溶融貫通し
核***生成物が原子炉格納容器のドライウェル内に放出
されると同時にドライウェル内圧が上昇すると、ドライ
ウェル内の核***生成物を含む気体はベント管を介して
圧力抑制水を通過した後、ウェットウェル気相部に導か
れる。核***生成物を含む気体が圧力抑制水中を通過す
る際、気泡状となって水中を上昇する過程で核***生成
物が除去される（スクラビング効果）。

本発明に構成される原子炉格納容器ベント装置に於いて
は、原子炉格納容器内圧が破損圧力に到達する前にウェ
ットウェル内の気体はウェットウェル気相部と気密容器
を接続するスクラビング配管に設置されたスクラビング
弁の開動作によりスクラビング配管を介して気密容器液
相部に導入される。気密容器液相部に至った気体はスク
ラビング水中を気泡状となって上昇する過程で核***生
成物が除去された後気密容器気相部に至る。このような
気体の流れにより気密容器内圧も上昇するため、気密容
器内圧或いは原子炉格納容器内圧が破損圧力に到達する
前に、気密容器気相部と大気放出口を接続する放出配管
に設置した放出弁の開動作により気密容器気相部の気体
を放出配管を介して大気放出口に導き、外部の環境に放
出する。

更に、苛酷事故の収束の過程でウェットウェル内の水位
が上昇し、ウェットウェル気相部と気密容器を接続する
配管が水没してしまう場合、ドライウェル内気体をドラ
イウェルと気密容器を接続するドライウェル連絡配管に
設置した連絡弁の開動作によりドライウェル連絡配管を
介して気密容器液相部に導入される。その後の経緯は、
ウェットウェル気相部から気密容器液相部に気体を導び
く場合と同様である。

更に、炉心冷却機能は健全であり炉心の健全性は確保さ
れるが、崩壊熱除去機能が喪失し核***生成物は放出さ
れないものの原子炉格納容器内圧が上昇する場合、ドラ
イウェル内或いはウェットウェル内の気体は直接放出配
管を介して大気放出口から外部の環境に放出される。

このようにして、原子炉格納容器内の気体が核***生成
物を含む場合、スクラビングにより核***生成物の除去
を行うとともに気密容器に一旦貯えることにより放射能
の減衰を行なった後、外部の環境に放出する。この結果
、苛酷事故時に我が国の立地評価審査指針の仮想事故時
の被曝線量の規準値を超えることなく原子炉格納容器の
ベントを行ない原子炉格納容器内圧を減圧しその健全性
を確保し、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） 以下本発明の一実施例を第１図に基づいて説明する。

原子炉建屋１９内に配設された原子炉格納容器２０はド
ライウェル２とウェットウェル４の２つのコンパートメ
ントに分割されている。ドライウェル２内には原子炉圧
力容器１が収納されウェットウェル４内には圧力抑制水
４が収容されている。ドライウェル２とウェットウェル
４の間にはドライウェル内圧が上昇した場合にドライウ
ェル２内の気体を圧力抑制水４中に導くベント管３が設
置される。ウェツトウェル４気相部の気体を気密容器１
０内のスクラビング用水ｌｌ中に導くため、ウェツトウ
ェル４気相部と気密容器１０の液相部はスクラビング配
管６で接続される。このスクラビング配管６には常時は
閉状態で、原子炉格納容器圧力の上昇時に開動作させる
スクラビング弁７が設置される。更に、ウェットウェル
４内が冠水した場合にドライウェル２内の気体を気密容
器１０内のスクラビング用水１１中に導くため、ドライ
ウェル２と気密容器１０の液相部はドライウェル連絡配
管８で接続される。このドライウェル連絡配管８には常
時は閉状態で、原子炉格納容器圧力の上昇時にドライウ
ェル２から気体を気密容器ｌＯに流出する必要がある場
合に開動作させる連絡弁９が設置される。

第１図には、スクラビング配管６とスクラビング連絡配
管８に関してその一部を共用しているが別途設置するこ
とも可能である。また、スクラビング弁７、連絡弁９は
各れも直列２弁の構成としているが各１弁でも可能であ
り、更に、弁の代用としてラブチャーディスク等を使用
することも可能である。

気密容器ｌＯ内にはスクラビング用水１１が収容され、
ドライウェル２或いはウェットウェルから導入された気
体はスクラビング用水１１中を通過する際、核***生成
物が除去される。気密容器１０気相部の気体を外部の環
境に高所放出するため気密容器ｌＯ気相部と大気放出口
１５は連絡配管１６で接続される。この連絡配管１Ｂに
は常時は閉状態で原子炉格納容器２０圧力或いは気密容
器１１圧力が破損圧力に到達する前に開動作を行う開閉
弁１２が設置される。

更に、核***生成物は放出されないものの原子炉格納容
器２０内圧が上昇する場合に、ドライウェル２内或いは
ウェットウェル４内の気体を直接環境に放出するため、
ドライウェル２或いはウェツトウェル４気相部と大気放
出口（排気塔）　１５を接続する放出配管１３及び放出
弁１４を設置する。

尚、放出配管１３は配管６，８．１１とその一部を共用
しているが、共用しない独立の構成も可能である。更に
、開閉弁１２及び放出弁１４は各れも直列２弁の構成と
しているが、各１弁とすることも可能である。

また、図中の各弁は全交流電源喪失事象時にも機能し得
るように直流電動弁の使用、空気作動弁の使用、ラブチ
ャーディスクの使用等多様な対応が可能である。

［発明の効果］ 本発明に係る原子炉格納容器ベント装置を有する原子力
発電所においては苛酷事故が発生し原子炉格納容器内に
放射能を有する核***生成物が放出されると同時にその
内圧が上昇し破損圧力を超える可能性がある場合に、原
子炉格納容器内の気体を一旦、気密容器に保持し希ガス
を含む全ての核***生成物の放射能を減衰させる。更に
、原子炉格納容器内気体を気密容器内のスクラビング用
水を通過させその際のスクラビング効果により放射能を
有する核***生成物の除去させる。

この結果、苛酷事故時に我が国の立地評価審査指針の仮
想事故時の被曝線量の規準値を超えることなく原子炉格
納容器のベントを行い原子炉格納容器圧力を減圧し、そ
の健全性を確保し、放射能を有する核***生成物の環境
への大量放出を防止させることができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例に係る原子炉格納容器ベント
装置の概略系統図である。 １・・・原子炉圧力容器 ２・・・ドライウェル ３・・・ベンク管 ４・・・ウェットウェル ５・・・圧力抑制水 ６・・・スクラビング配管 ７・・・スクラビング弁 ８・・・ドライウェル連絡配管 ９・・・連絡弁 ＩＯ・・・連絡弁 １１・・・スクラビング用水 １Ｂ・・・連絡配管 １９・・・原子炉建屋 ２０・・・原子炉格納容器 １２・・・開閉弁 １４・・・放出弁 １３・・・放出配管 １５・・・大気放出口

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 原子炉格納容器に隣接して設置され下部にスクラビング
   用水を貯蔵した液相部を有する気密容器と、原子炉格納
   容器のウェットウェル気相部と気密容器を接続しウェッ
   トウェル内の気体を気密容器液相部に導くスクラビング
   配管と、このスクラビング配管に設置され常時は閉状態
   で原子炉格納容器内圧上昇時に開動作するスクラビング
   弁と、原子炉格納容器のドライウェルと気密容器を接続
   しドライウェル内の気体を気密容器液相部に導くドライ
   ウェル連絡配管と、このドライウェル連絡配管に設置さ
   れ常時は閉状態で原子炉格納容器内圧上昇時に開動作を
   行う連絡弁と、このスクラビング配管およびドライウェ
   ル連絡配管と大気放出口を接続しドライウェル内或いは
   ウェットウェル内の気体を直接大気放出口に導く放出配
   管と、この放出配管に設置され常時は閉状態で原子炉格
   納容器内圧上昇時にドライウェル或いはウェットウェル
   内の気体を直接大気放出口から外部環境に放出する場合
   に開動作を行う放出弁と、気密容器気相部と大気放出口
   を接続し気密容器内の気体を大気放出口に導く連絡は配
   管と、この連絡配管に設置され常時は閉状態で気密容器
   内圧の上昇時に開動作を行う開閉弁とから成ることを特
   徴とする原子炉格納容器ベント装置。