JPH06230166A - 原子炉格納容器の保護装置 - Google Patents
原子炉格納容器の保護装置Info
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- JPH06230166A JPH06230166A JP5014611A JP1461193A JPH06230166A JP H06230166 A JPH06230166 A JP H06230166A JP 5014611 A JP5014611 A JP 5014611A JP 1461193 A JP1461193 A JP 1461193A JP H06230166 A JPH06230166 A JP H06230166A
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- Japan
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- gas
- containment vessel
- tank
- vent
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- 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】
【目的】苛酷時において原子炉格納容器の破損を防止
し、格納容器外への核***生成物放出量を低減する。 【構成】単数基の共用ベントタンク13に複数基の原子力
発電プラントA,Bの原子炉格納容器1が共用ベントラ
イン14および格納容器ベントライン15により接続されて
いる。共用ベントタンク13には気相部16、粒子除去フィ
ルタ17および排ガス凝縮プール18が設けられている。気
相部16は窒素ガスタンク21に接続し、排ガス凝縮プール
18は補給用タンク34に接続している。格納容器1の放出
側導出ライン8は非常用ガス処理系10に接続し、非常用
ガス処理系10で処理された排ガスは排気ライン11からス
タック12を通して大気放出される。
し、格納容器外への核***生成物放出量を低減する。 【構成】単数基の共用ベントタンク13に複数基の原子力
発電プラントA,Bの原子炉格納容器1が共用ベントラ
イン14および格納容器ベントライン15により接続されて
いる。共用ベントタンク13には気相部16、粒子除去フィ
ルタ17および排ガス凝縮プール18が設けられている。気
相部16は窒素ガスタンク21に接続し、排ガス凝縮プール
18は補給用タンク34に接続している。格納容器1の放出
側導出ライン8は非常用ガス処理系10に接続し、非常用
ガス処理系10で処理された排ガスは排気ライン11からス
タック12を通して大気放出される。
Description
【0001】
【産業上の利用分野】本発明は、原子力発電プラントに
おいて、原子炉格納容器(以下、格納容器と記す)の圧
力がその設計圧力を超えるような苛酷時に、その格納容
器の破損を防止するとともに格納容器外への核***生成
物の放出量を抑制する原子炉格納容器の保護装置に関す
る。
おいて、原子炉格納容器(以下、格納容器と記す)の圧
力がその設計圧力を超えるような苛酷時に、その格納容
器の破損を防止するとともに格納容器外への核***生成
物の放出量を抑制する原子炉格納容器の保護装置に関す
る。
【0002】
【従来の技術】原子力発電プラントにおいては、各種の
安全装置が多重に設置され、どのような事象が発生して
も原子炉の健全性が確保できるように設計されている。
安全装置が多重に支障を来す可能性は非常に小さいが、
各種の安全装置が多重支障を来した場合には、原子炉の
健全性が喪失し原子炉の燃料中に保持されていた核***
生成物(以下、FPと記す)が、原子炉から格納容器に
放出される可能性がある。
安全装置が多重に設置され、どのような事象が発生して
も原子炉の健全性が確保できるように設計されている。
安全装置が多重に支障を来す可能性は非常に小さいが、
各種の安全装置が多重支障を来した場合には、原子炉の
健全性が喪失し原子炉の燃料中に保持されていた核***
生成物(以下、FPと記す)が、原子炉から格納容器に
放出される可能性がある。
【0003】格納容器はこのような事象が発生してもF
Pが直接原子力発電プラント外へ放出されることがない
ようにFPをその内部に閉じ込めるために設置されてい
るものである。
Pが直接原子力発電プラント外へ放出されることがない
ようにFPをその内部に閉じ込めるために設置されてい
るものである。
【0004】したがって、FPが格納容器に閉じ込めら
れている間に事象を終息させることによって、たとえ原
子炉の燃料が溶けるような事象が発生したとしても原子
力発電プラント外部へのFP放出を防止することができ
る。
れている間に事象を終息させることによって、たとえ原
子炉の燃料が溶けるような事象が発生したとしても原子
力発電プラント外部へのFP放出を防止することができ
る。
【0005】しかしながら、事象の終息ができない可能
性を完全に否定することはできず、この場合には格納容
器内部に閉じ込められたFPの崩壊熱によって格納容器
内の圧力および温度は徐々に上昇し、格納容器の設計圧
力または温度以上となる。やがては格納容器が破損し、
それまで閉じ込められた大量のFPが一度に外部へ放出
され、発電プラント周辺に大きな影響を与える可能性が
ある。
性を完全に否定することはできず、この場合には格納容
器内部に閉じ込められたFPの崩壊熱によって格納容器
内の圧力および温度は徐々に上昇し、格納容器の設計圧
力または温度以上となる。やがては格納容器が破損し、
それまで閉じ込められた大量のFPが一度に外部へ放出
され、発電プラント周辺に大きな影響を与える可能性が
ある。
【0006】原子炉の燃料が溶融するような苛酷時の物
理挙動およびFP挙動解析によれば、このような苛酷時
には格納容器をベントし、格納容器の破損を防止するこ
とによって外部に放出されるFP量を低減できることが
わかっている。
理挙動およびFP挙動解析によれば、このような苛酷時
には格納容器をベントし、格納容器の破損を防止するこ
とによって外部に放出されるFP量を低減できることが
わかっている。
【0007】
【発明が解決しようとする課題】このため、従来より格
納容器の破損を防止するため、既存の不活性系のN2 パ
ージラインを利用した格納容器ベントにより、FP放出
量を低減する手段が研究されている。代表的なものは、
図6に示すようにサプレッションチェンバのウエットウ
ェルから、非常用ガス処理系(SGTS)を通して、環
境へ放出するものである。
納容器の破損を防止するため、既存の不活性系のN2 パ
ージラインを利用した格納容器ベントにより、FP放出
量を低減する手段が研究されている。代表的なものは、
図6に示すようにサプレッションチェンバのウエットウ
ェルから、非常用ガス処理系(SGTS)を通して、環
境へ放出するものである。
【0008】すなわち、図6において、符号1は格納容
器で、この格納容器1内には原子炉圧力容器2が設置さ
れており、格納容器1内は大別してドライウェルと称す
る気相部3とウエットウェルとなるサプレッションチェ
ンバ4とに区画され、サプレッションチェンバ4にはサ
プレッションプール5が設けられている。
器で、この格納容器1内には原子炉圧力容器2が設置さ
れており、格納容器1内は大別してドライウェルと称す
る気相部3とウエットウェルとなるサプレッションチェ
ンバ4とに区画され、サプレッションチェンバ4にはサ
プレッションプール5が設けられている。
【0009】気相部3およびサプレッションチェンバ4
からはそれぞれバルブ6,7を介して放出側導出ライン
8が接続され、この放出側導出ライン8はバルブ9を介
して非常用ガス処理系10に接続され、この非常用ガス処
理系10は排気ライン11を通してスタック12に接続してい
る。
からはそれぞれバルブ6,7を介して放出側導出ライン
8が接続され、この放出側導出ライン8はバルブ9を介
して非常用ガス処理系10に接続され、この非常用ガス処
理系10は排気ライン11を通してスタック12に接続してい
る。
【0010】ここで、サプレッションプール5内の排気
ガスはバルブ7,9が開かれ放出側導出ライン8を通り
非常用ガス処理系10で不純物などが処理されて排気ライ
ン11からスタック12を通り抜けて大気放出される。
ガスはバルブ7,9が開かれ放出側導出ライン8を通り
非常用ガス処理系10で不純物などが処理されて排気ライ
ン11からスタック12を通り抜けて大気放出される。
【0011】しかしながら、苛酷時に格納容器1から放
出される排気は高圧かつ高温であり、多量の水蒸気,よ
う素,粒子,希ガスを含んでいるためサプレッションプ
ール5内での十分なスクラビング効果が期待できない。
また、設計条件を超える高温,高圧の排気がベントされ
るため、非常用ガス処理系10でよう素および粒子を除去
する処理効果も期待できない。
出される排気は高圧かつ高温であり、多量の水蒸気,よ
う素,粒子,希ガスを含んでいるためサプレッションプ
ール5内での十分なスクラビング効果が期待できない。
また、設計条件を超える高温,高圧の排気がベントされ
るため、非常用ガス処理系10でよう素および粒子を除去
する処理効果も期待できない。
【0012】このため、格納容器ベント時に、外部に放
出されるFP量は十分に低減できない。特に、サプレッ
ションプール5のスクラビング効果および非常用ガス処
理系10による除去効果ともに期待できない希ガスは全量
が環境へ放出されることとなる。
出されるFP量は十分に低減できない。特に、サプレッ
ションプール5のスクラビング効果および非常用ガス処
理系10による除去効果ともに期待できない希ガスは全量
が環境へ放出されることとなる。
【0013】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、原子炉の健全性が損なわれ、格納容器の健全
性が脅かされるような原子力発電プラント周辺の環境に
影響を与える苛酷時において、格納容器の破損を防止
し、格納容器外へのFP放出量を低減する原子炉格納容
器の保護装置を提供することにある。
たもので、原子炉の健全性が損なわれ、格納容器の健全
性が脅かされるような原子力発電プラント周辺の環境に
影響を与える苛酷時において、格納容器の破損を防止
し、格納容器外へのFP放出量を低減する原子炉格納容
器の保護装置を提供することにある。
【0014】
【課題を解決するための手段】本発明は単数基の共用ベ
ントタンクに複数基の格納容器がそれぞれ格納容器ベン
トラインおよび共用ベントラインにより接続し、前記共
用ベントタンク内には気相部、粒子除去フィルタ部およ
び排ガス凝縮プール部を有し、前記格納容器には前記共
用ベントライン側のガス導出ラインと前記格納容器ベン
トライン側のガス導出ラインが接続され、前記放出ライ
ン側導出ラインは非常用ガス処理系に接続し、前記格納
容器ベントラインの入口側は前記気相部に接続し、前記
放出ラインの出口側は前記非常用ガス処理系に接続し、
前記共用ベントラインの入口側は前記共用側ガス導出ラ
インに接続し、前記共用ベントラインの出口側は前記プ
ール部に接続し、前記気相部は不活性ガスタンクに接続
し、前記プール部は補給水用タンクに接続し、前記各ラ
インにはそれぞれバルブが設けられていることを特徴と
する。
ントタンクに複数基の格納容器がそれぞれ格納容器ベン
トラインおよび共用ベントラインにより接続し、前記共
用ベントタンク内には気相部、粒子除去フィルタ部およ
び排ガス凝縮プール部を有し、前記格納容器には前記共
用ベントライン側のガス導出ラインと前記格納容器ベン
トライン側のガス導出ラインが接続され、前記放出ライ
ン側導出ラインは非常用ガス処理系に接続し、前記格納
容器ベントラインの入口側は前記気相部に接続し、前記
放出ラインの出口側は前記非常用ガス処理系に接続し、
前記共用ベントラインの入口側は前記共用側ガス導出ラ
インに接続し、前記共用ベントラインの出口側は前記プ
ール部に接続し、前記気相部は不活性ガスタンクに接続
し、前記プール部は補給水用タンクに接続し、前記各ラ
インにはそれぞれバルブが設けられていることを特徴と
する。
【0015】
【作用】本発明は、複数基の原子力発電プラントが立地
するサイトにおいて、各プラントからの格納容器ベント
の放出箇所を共用のベントタンクとするとともに、苛酷
時にベントタンクに一旦保持されたFPを、さらに他の
健全側プラントの格納容器の気相部(ドライウェル)に
放出し、健全側プラントの格納容器においてさらにサプ
レッションプールを通過させた後に、健全側プラントの
非常用ガス処理系を経由する格納容器ベントを行うこと
によって、環境へのFP放出量を大幅に低減することが
できる。
するサイトにおいて、各プラントからの格納容器ベント
の放出箇所を共用のベントタンクとするとともに、苛酷
時にベントタンクに一旦保持されたFPを、さらに他の
健全側プラントの格納容器の気相部(ドライウェル)に
放出し、健全側プラントの格納容器においてさらにサプ
レッションプールを通過させた後に、健全側プラントの
非常用ガス処理系を経由する格納容器ベントを行うこと
によって、環境へのFP放出量を大幅に低減することが
できる。
【0016】すなわち、苛酷時に苛酷側プラントの格納
容器からベントされた高圧,高温の排気ガスが共用ベン
トタンクに放出され、その共用ベントタンク内に設置さ
れた排ガス凝縮プールおよび粒子除去フィルタによって
水蒸気,よう素および粒子が除去される。
容器からベントされた高圧,高温の排気ガスが共用ベン
トタンクに放出され、その共用ベントタンク内に設置さ
れた排ガス凝縮プールおよび粒子除去フィルタによって
水蒸気,よう素および粒子が除去される。
【0017】次に、共用ベントタンクから健全側プラン
トのドライウェルに2度目のベントを行うことにより、
健全側プラントのサプレッションプールでのスクラビン
グ効果、希ガスの減衰効果が期待できる。
トのドライウェルに2度目のベントを行うことにより、
健全側プラントのサプレッションプールでのスクラビン
グ効果、希ガスの減衰効果が期待できる。
【0018】さらに、この健全側プラントから健全側プ
ラントの非常用ガス処理系を経由して3度目の格納容器
ベントを実施することによって、環境へのFP放出量を
大幅に低減することが可能となる。これらの複数のベン
ト操作はサイト内の利用できる健全側プラントの数だけ
可能となる。
ラントの非常用ガス処理系を経由して3度目の格納容器
ベントを実施することによって、環境へのFP放出量を
大幅に低減することが可能となる。これらの複数のベン
ト操作はサイト内の利用できる健全側プラントの数だけ
可能となる。
【0019】
【実施例】図1から図5を参照しながら原子炉格納容器
の保護装置の一実施例を説明する。なお、図中、図6と
同一部分には同一符号を付している。図1は本実施例を
説明するための基本的概念図である。図1において、
A,B,C,D,Eはそれぞれ異なった原子力発電プラ
ントを示しており、符号13は各々の原子力発電プラント
の格納容器1に接続した共用ベントタンクである。
の保護装置の一実施例を説明する。なお、図中、図6と
同一部分には同一符号を付している。図1は本実施例を
説明するための基本的概念図である。図1において、
A,B,C,D,Eはそれぞれ異なった原子力発電プラ
ントを示しており、符号13は各々の原子力発電プラント
の格納容器1に接続した共用ベントタンクである。
【0020】この共用ベントタンク13は各原子力発電プ
ラントA,B,C,D,Eの格納容器1と共用ベントラ
イン14および格納容器ベントライン15によって接続され
ている。
ラントA,B,C,D,Eの格納容器1と共用ベントラ
イン14および格納容器ベントライン15によって接続され
ている。
【0021】次に図2により共用ベントタンク13と上記
各々の格納容器1との関係を説明する。図2においては
説明の都合上、原子力発電プラントA,Bの二基につい
てのみ説明するが、この基数にはとくにこだわらない。
各々の格納容器1との関係を説明する。図2においては
説明の都合上、原子力発電プラントA,Bの二基につい
てのみ説明するが、この基数にはとくにこだわらない。
【0022】すなわち、共用ベントタンク13内には気相
部16、粒子除去フィルタ17および排ガス凝縮プール18が
設けられている。気相部16には不活性ガス供給ライン19
が接続され、この不活性ガス供給ライン19はバルブ20を
介して不活性ガスたとえば窒素ガスタンク21に接続して
いる。
部16、粒子除去フィルタ17および排ガス凝縮プール18が
設けられている。気相部16には不活性ガス供給ライン19
が接続され、この不活性ガス供給ライン19はバルブ20を
介して不活性ガスたとえば窒素ガスタンク21に接続して
いる。
【0023】共用ベントライン14の出口側は格納容器1
を貫通して排ガス凝縮プール18内に接続しており、ま
た、その、入口側は格納容器1の気相部3およびサプレ
ッションチェンバ4から導出されたバルブ22,23を有す
る共用側ガス導出ライン24に接続している。共用ベント
ライン14にはバルブ25を有している。
を貫通して排ガス凝縮プール18内に接続しており、ま
た、その、入口側は格納容器1の気相部3およびサプレ
ッションチェンバ4から導出されたバルブ22,23を有す
る共用側ガス導出ライン24に接続している。共用ベント
ライン14にはバルブ25を有している。
【0024】格納容器ベントライン15の入口側はバルブ
26を介して共用ベントタンク13の気相部16に接続し、そ
の出口側はバルブ27を介して非常用ガス処理系10に接続
している。
26を介して共用ベントタンク13の気相部16に接続し、そ
の出口側はバルブ27を介して非常用ガス処理系10に接続
している。
【0025】格納容器ベントライン15と共用側ガス導出
ライン24とはバルブ28を介してバイパスライン29により
接続している。排ガス凝縮プール18には補給水ライン30
がバルブ31を介して接続され、この補給水ライン30には
ヂーゼル駆動ポンプ32、バルブ33および補給用タンク34
が接続している。
ライン24とはバルブ28を介してバイパスライン29により
接続している。排ガス凝縮プール18には補給水ライン30
がバルブ31を介して接続され、この補給水ライン30には
ヂーゼル駆動ポンプ32、バルブ33および補給用タンク34
が接続している。
【0026】次に、サイト内の1プラントで苛酷事象が
発生した場合を想定して、本実施例の作用を説明する。
図2において、原子力発電プラントAを苛酷側プラント
とし、原子力発電プラントBを健全側プラントとする。
なお、健全側プラントのバルブは全て閉じた状態になっ
ている。
発生した場合を想定して、本実施例の作用を説明する。
図2において、原子力発電プラントAを苛酷側プラント
とし、原子力発電プラントBを健全側プラントとする。
なお、健全側プラントのバルブは全て閉じた状態になっ
ている。
【0027】苛酷時には原子力発電プラントAの原子炉
圧力容器2の一部が損傷し、格納容器1内には水蒸気,
FP,H2 等が大量に放出され、格納容器1内の圧力,
温度が上昇を続ける。
圧力容器2の一部が損傷し、格納容器1内には水蒸気,
FP,H2 等が大量に放出され、格納容器1内の圧力,
温度が上昇を続ける。
【0028】格納容器1が破損する前に、共用ベントラ
イン14を通して格納容器ベントを実施すると、格納容器
1内は減圧する。排気された水蒸気等の流体は、まず共
用ベントタンク13内の排ガス凝縮プール18で蒸気が凝縮
するとともに、よう素および粒子はスクラビングを受け
る。
イン14を通して格納容器ベントを実施すると、格納容器
1内は減圧する。排気された水蒸気等の流体は、まず共
用ベントタンク13内の排ガス凝縮プール18で蒸気が凝縮
するとともに、よう素および粒子はスクラビングを受け
る。
【0029】その後、排気流体はさらに粒子除去フィル
タ17を通過し、共用ベントタンク13の気相部16に蓄積さ
れる。その後、さらに前記気相部16から格納容器ベント
ライン15を通り非常用ガス処理系10で処理されてスタッ
ク12から放出される。このため、FP放出量は大幅に低
減されることとなる。
タ17を通過し、共用ベントタンク13の気相部16に蓄積さ
れる。その後、さらに前記気相部16から格納容器ベント
ライン15を通り非常用ガス処理系10で処理されてスタッ
ク12から放出される。このため、FP放出量は大幅に低
減されることとなる。
【0030】なお、共用ベントタンク13には排ガス凝縮
プール18の水を補給するために、補給用タンク34および
ヂーゼル駆動ポンプ32を駆動するとともに、共用ベント
タンク13内が可燃限界に到達しないように窒素ガスタン
ク21から窒素ガスの封入を行うことが必要である。
プール18の水を補給するために、補給用タンク34および
ヂーゼル駆動ポンプ32を駆動するとともに、共用ベント
タンク13内が可燃限界に到達しないように窒素ガスタン
ク21から窒素ガスの封入を行うことが必要である。
【0031】図3は苛酷時に共用ベントタンク13に放出
された排気流体を同一サイト内の健全側プラントBの格
納容器1の気相部3に放出する場合の概略系統図を示し
ている。
された排気流体を同一サイト内の健全側プラントBの格
納容器1の気相部3に放出する場合の概略系統図を示し
ている。
【0032】この場合には、苛酷側プラントAの排気流
体が共用ベントタンク13内に導入されて既にFP放出量
が低減された後、健全側プラントB側の格納容器ベント
ライン15およびバイパスライン29を通りサプレッション
プール5によるスクラビングを受ける。
体が共用ベントタンク13内に導入されて既にFP放出量
が低減された後、健全側プラントB側の格納容器ベント
ライン15およびバイパスライン29を通りサプレッション
プール5によるスクラビングを受ける。
【0033】その後、排ガス流体は健全側プラントBの
サプレッションチェンバ4のウエットウェルから非常用
ガス処理系10を通過した後、スタック12を経由して大気
放出される。
サプレッションチェンバ4のウエットウェルから非常用
ガス処理系10を通過した後、スタック12を経由して大気
放出される。
【0034】このため、図3に示したモードで運転する
場合には、複数回のスクラビング効果、フィルター効果
およびFPの減衰効果が期待されるため、環境へ放出さ
れるFPはさらに大幅に低減する。
場合には、複数回のスクラビング効果、フィルター効果
およびFPの減衰効果が期待されるため、環境へ放出さ
れるFPはさらに大幅に低減する。
【0035】次に、図4および図5を参照して代表的な
FPである希ガスおよびよう素について本発明を用いた
場合のFP放出量の低減効果を説明する。図4は希ガス
放出量と共用ベントタンク保持時間との関係を示してお
り、図4から時間の経過とともに希ガス放出量は次第に
減少することが認められる。
FPである希ガスおよびよう素について本発明を用いた
場合のFP放出量の低減効果を説明する。図4は希ガス
放出量と共用ベントタンク保持時間との関係を示してお
り、図4から時間の経過とともに希ガス放出量は次第に
減少することが認められる。
【0036】図5は3種類のフィルタa,b,cについ
てよう素放出量と共用ベントタンク保持時間との関係を
示している。図5から明らかなように3種類のフィルタ
a,b,cともに保持時間の経過とともによう素の放出
量は減少することが認められる。
てよう素放出量と共用ベントタンク保持時間との関係を
示している。図5から明らかなように3種類のフィルタ
a,b,cともに保持時間の経過とともによう素の放出
量は減少することが認められる。
【0037】
【発明の効果】本発明によれば、苛酷時において格納容
器の破損を防止し、格納容器外へのFP放出量が複数の
スクラビング効果、フィルター効果およびFPの減衰効
果を受けるために、大幅に低減される。
器の破損を防止し、格納容器外へのFP放出量が複数の
スクラビング効果、フィルター効果およびFPの減衰効
果を受けるために、大幅に低減される。
【図1】本発明に係る原子炉格納容器の保護装置の基本
的概念図。
的概念図。
【図2】本発明に係る原子炉格納容器の保護装置の一実
施例を示す系統図。
施例を示す系統図。
【図3】図2において運転モードを変えた例を示す系統
図。
図。
【図4】本発明に係る装置を使用した場合の希ガス放出
量と共用ベントタンク保持時間との関係を示す特性図。
量と共用ベントタンク保持時間との関係を示す特性図。
【図5】図4と同様にしてよう素放出量と共用ベントタ
ンク保持時間との関係を示す特性図。
ンク保持時間との関係を示す特性図。
【図6】従来の原子炉格納容器のベント経路を示す概念
図。
図。
1…原子炉格納容器、2…原子炉圧力容器、3…気相
部、4…サプレッションチェンバ、5…サプレッション
プール、6,7,9…バルブ、8…放出側導出ライン、
10…非常用ガス処理系、11…排気ライン、12…スタッ
ク、13…共用ベントタンク、14…共用ベントライン、15
…格納容器ベントライン、16…気相部、17…粒子除去フ
ィルタ、18…排ガス凝縮プール、19…不活性ガス供給ラ
イン、20…バルブ、21…窒素ガスタンク、22,23…バル
ブ、24…共用側ガス導出ライン、25,26,27,28…バル
ブ、29…バイパスライン、30…補給水ライン、31…バル
ブ、32…ヂーゼル駆動ポンプ、33…バルブ、34…補給用
タンク。
部、4…サプレッションチェンバ、5…サプレッション
プール、6,7,9…バルブ、8…放出側導出ライン、
10…非常用ガス処理系、11…排気ライン、12…スタッ
ク、13…共用ベントタンク、14…共用ベントライン、15
…格納容器ベントライン、16…気相部、17…粒子除去フ
ィルタ、18…排ガス凝縮プール、19…不活性ガス供給ラ
イン、20…バルブ、21…窒素ガスタンク、22,23…バル
ブ、24…共用側ガス導出ライン、25,26,27,28…バル
ブ、29…バイパスライン、30…補給水ライン、31…バル
ブ、32…ヂーゼル駆動ポンプ、33…バルブ、34…補給用
タンク。
Claims (1)
- 【請求項1】 単数基の共用ベントタンクに複数基の格
納容器がそれぞれ格納容器ベントラインおよび共用ベン
トラインにより接続し、前記共用ベントタンク内には気
相部、粒子除去フィルタ部および排ガス凝縮プール部を
有し、前記格納容器には前記共用ベントライン側のガス
導出ラインと前記格納容器ベントライン側のガス導出ラ
インが接続され、前記放出ライン側導出ラインは非常用
ガス処理系に接続し、前記格納容器ベントラインの入口
側は前記気相部に接続し、前記放出ラインの出口側は前
記非常用ガス処理系に接続し、前記共用ベントラインの
入口側は前記共用側ガス導出ラインに接続し、前記共用
ベントラインの出口側は前記プール部に接続し、前記気
相部は不活性ガスタンクに接続し、前記プール部は補給
水用タンクに接続し、前記各ラインにはそれぞれバルブ
が設けられていることを特徴とする原子炉格納容器の保
護装置。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP5014611A JPH06230166A (ja) | 1993-02-01 | 1993-02-01 | 原子炉格納容器の保護装置 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP5014611A JPH06230166A (ja) | 1993-02-01 | 1993-02-01 | 原子炉格納容器の保護装置 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH06230166A true JPH06230166A (ja) | 1994-08-19 |
Family
ID=11866000
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP5014611A Pending JPH06230166A (ja) | 1993-02-01 | 1993-02-01 | 原子炉格納容器の保護装置 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPH06230166A (ja) |
Cited By (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH09101393A (ja) * | 1995-10-03 | 1997-04-15 | Toshiba Corp | 復水貯蔵設備 |
JPH10260293A (ja) * | 1997-03-17 | 1998-09-29 | Shimizu Corp | 原子炉施設 |
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JP2018169249A (ja) * | 2017-03-29 | 2018-11-01 | 三菱重工業株式会社 | 格納容器保全設備 |
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JP2018169252A (ja) * | 2017-03-29 | 2018-11-01 | 三菱重工業株式会社 | 格納容器保全設備および格納容器保全方法 |
-
1993
- 1993-02-01 JP JP5014611A patent/JPH06230166A/ja active Pending
Cited By (8)
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JP2018169252A (ja) * | 2017-03-29 | 2018-11-01 | 三菱重工業株式会社 | 格納容器保全設備および格納容器保全方法 |
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