JPH08211184A - 原子炉格納設備およびその可燃性ガス濃度の制御方法 - Google Patents
原子炉格納設備およびその可燃性ガス濃度の制御方法Info
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- JPH08211184A JPH08211184A JP7017782A JP1778295A JPH08211184A JP H08211184 A JPH08211184 A JP H08211184A JP 7017782 A JP7017782 A JP 7017782A JP 1778295 A JP1778295 A JP 1778295A JP H08211184 A JPH08211184 A JP H08211184A
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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Abstract
(57)【要約】
【目的】原子炉格納容器の圧力上昇が継続されるような
事故が発生した場合であっても、原子炉格納容器内雰囲
気の酸素濃度が上昇する恐れがなく、安全系の多重故障
に対処する復旧時間に余裕ができ、再作動に対して有利
な原子炉格納容器設備を提供する。 【構成】前記設備に、事故時に前記格納容器雰囲気モニ
タ４から水素および酸素濃度高信号を受けて原子炉格納
容器１へ窒素を注入する不活性ガス注入系を作動させ、
かつ、前記原子炉格納容器圧力計１４から圧力高信号を
受けて原子炉格納容器ベント設備を開閉制御し、かつ原
子炉格納容器内の放射線量率高が発生した場合に、原子
炉格納容器ベント設備および不活性ガス系の作動を停止
させ、かつ原子炉格納容器が設計耐圧力となったとき、
原子炉格納容器ベント装置を開作動させるとともに、前
記不活性ガス系から窒素ガスを注入させるように制御す
る制御装置１６を設けた。
事故が発生した場合であっても、原子炉格納容器内雰囲
気の酸素濃度が上昇する恐れがなく、安全系の多重故障
に対処する復旧時間に余裕ができ、再作動に対して有利
な原子炉格納容器設備を提供する。 【構成】前記設備に、事故時に前記格納容器雰囲気モニ
タ４から水素および酸素濃度高信号を受けて原子炉格納
容器１へ窒素を注入する不活性ガス注入系を作動させ、
かつ、前記原子炉格納容器圧力計１４から圧力高信号を
受けて原子炉格納容器ベント設備を開閉制御し、かつ原
子炉格納容器内の放射線量率高が発生した場合に、原子
炉格納容器ベント設備および不活性ガス系の作動を停止
させ、かつ原子炉格納容器が設計耐圧力となったとき、
原子炉格納容器ベント装置を開作動させるとともに、前
記不活性ガス系から窒素ガスを注入させるように制御す
る制御装置１６を設けた。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は原子炉格納設備およびそ
の可燃性ガス濃度の制御方法に関するものである。
の可燃性ガス濃度の制御方法に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】従来一般に採用されているこの種の原子
炉格納設備は、図６にも示されているように、常用設備
である不活性ガス系（ＡＣ）と、非常用設備である可燃
性ガス濃度制御系（ＦＣＳ）、それに格納容器雰囲気モ
ニタ系（ＣＡＭＳ）および残留熱除去系（ＲＨＲ）、さ
らに事故時に使用する原子炉格納容器ベント設備（Ｂ
Ｅ）から構成されている。
炉格納設備は、図６にも示されているように、常用設備
である不活性ガス系（ＡＣ）と、非常用設備である可燃
性ガス濃度制御系（ＦＣＳ）、それに格納容器雰囲気モ
ニタ系（ＣＡＭＳ）および残留熱除去系（ＲＨＲ）、さ
らに事故時に使用する原子炉格納容器ベント設備（Ｂ
Ｅ）から構成されている。
【０００３】そして通常時においては、原子炉格納容器
１の内部は、事故時の可燃性ガスの反応を防止するため
に、常用系である不活性ガス系（ＡＣ）により窒素ガス
が注入され、窒素置換が実施されている。また、事故時
においては、可燃性ガス濃度制御系（ＦＣＳ）２が、事
故時に水の放射性分解等により発生する酸素および燃料
被覆管の金属−水反応により発生する水素を、可燃性限
界以下に保つ機能となっている。
１の内部は、事故時の可燃性ガスの反応を防止するため
に、常用系である不活性ガス系（ＡＣ）により窒素ガス
が注入され、窒素置換が実施されている。また、事故時
においては、可燃性ガス濃度制御系（ＦＣＳ）２が、事
故時に水の放射性分解等により発生する酸素および燃料
被覆管の金属−水反応により発生する水素を、可燃性限
界以下に保つ機能となっている。
【０００４】なお、この場合、可燃性ガス濃度制御系
（ＦＣＳ）２では、図６に示す原子炉格納容器１内で発
生した可燃性ガスを再結合装置に導き水素および酸素を
再結合することにより水とし、原子炉格納容器１の圧力
抑制室３に戻すように形成されている。
（ＦＣＳ）２では、図６に示す原子炉格納容器１内で発
生した可燃性ガスを再結合装置に導き水素および酸素を
再結合することにより水とし、原子炉格納容器１の圧力
抑制室３に戻すように形成されている。
【０００５】格納容器雰囲気モニタ系（ＣＡＭＳ）は、
原子炉格納容器１内に水素あるいは酸素等の可燃性ガス
が発生した場合に、格納容器雰囲気モニタ４により可燃
性ガス濃度および格納容器内放射線量率を測定するよう
に形成されている。
原子炉格納容器１内に水素あるいは酸素等の可燃性ガス
が発生した場合に、格納容器雰囲気モニタ４により可燃
性ガス濃度および格納容器内放射線量率を測定するよう
に形成されている。
【０００６】事故時においては、原子炉は隔離され、逃
がし安全弁５が作動し、原子炉圧力容器の蒸気は原子炉
格納容器の圧力抑制室３へ導かれる。なお、この圧力抑
制室３内の熱は、残留熱除去系（ＲＨＲ）の圧力抑制室
冷却モードにより冷却される。この圧力抑制室冷却モー
ドは、圧力抑制室３の水を残留熱除去ポンプ６により残
留熱除去熱交換器７を通して冷却し圧力抑制室３へ戻さ
れる。
がし安全弁５が作動し、原子炉圧力容器の蒸気は原子炉
格納容器の圧力抑制室３へ導かれる。なお、この圧力抑
制室３内の熱は、残留熱除去系（ＲＨＲ）の圧力抑制室
冷却モードにより冷却される。この圧力抑制室冷却モー
ドは、圧力抑制室３の水を残留熱除去ポンプ６により残
留熱除去熱交換器７を通して冷却し圧力抑制室３へ戻さ
れる。
【０００７】さらに、この残留熱除去系（ＲＨＲ）は、
原子炉格納容器の圧力上昇を抑制するため、原子炉格納
容器ドライウェルと圧力抑制室にスプレイ冷却すること
も可能なように形成されている。この場合、原子炉格納
容器ドライウェルスプレイ冷却は、圧力抑制室３の水を
残留熱除去ポンプ６により導き、残留熱除去熱交換器７
で除熱後、ドライウェルスプレイヘッダ８によりスプレ
イ冷却される。一方、圧力抑制室スプレイ冷却も前記同
様のラインにより、圧力抑制室スプレイヘッダ９により
冷却される。
原子炉格納容器の圧力上昇を抑制するため、原子炉格納
容器ドライウェルと圧力抑制室にスプレイ冷却すること
も可能なように形成されている。この場合、原子炉格納
容器ドライウェルスプレイ冷却は、圧力抑制室３の水を
残留熱除去ポンプ６により導き、残留熱除去熱交換器７
で除熱後、ドライウェルスプレイヘッダ８によりスプレ
イ冷却される。一方、圧力抑制室スプレイ冷却も前記同
様のラインにより、圧力抑制室スプレイヘッダ９により
冷却される。
【０００８】このように形成されている格納容器設備に
おいて、これら装置の多重故障により事故が進展し、原
子炉格納容器内の圧力が上昇した場合には、不活性ガス
系隔離弁（排気側）１０と原子炉格納容器ベント弁１１
が開動作となり、原子炉格納容器の圧力上昇が抑制され
るように形成されている。
おいて、これら装置の多重故障により事故が進展し、原
子炉格納容器内の圧力が上昇した場合には、不活性ガス
系隔離弁（排気側）１０と原子炉格納容器ベント弁１１
が開動作となり、原子炉格納容器の圧力上昇が抑制され
るように形成されている。
【０００９】
【発明が解決しようとする課題】原子炉格納容器設備に
おいては、このように事故時の可燃性ガス対策として可
燃性ガス濃度制御系（ＦＣＳ）を設置しており、このＦ
ＣＳは事故時に、運転員が手動で起動してある時間暖機
運転を実施し、そしてその後に作動が開始される。ＦＣ
Ｓ作動時には、原子炉格納容器１は隔離されており、図
６に示す原子炉格納容器１とＦＣＳ２は閉回路で水素お
よび酸素濃度が制御される。
おいては、このように事故時の可燃性ガス対策として可
燃性ガス濃度制御系（ＦＣＳ）を設置しており、このＦ
ＣＳは事故時に、運転員が手動で起動してある時間暖機
運転を実施し、そしてその後に作動が開始される。ＦＣ
Ｓ作動時には、原子炉格納容器１は隔離されており、図
６に示す原子炉格納容器１とＦＣＳ２は閉回路で水素お
よび酸素濃度が制御される。
【００１０】しかし、事故が進展し原子炉格納容器１の
圧力が極端に上昇した場合には、不活性ガス系隔離弁
（排気側）１０と原子炉格納容器ベント弁１１を運転員
が手動で開作動させ原子炉格納容器１の圧力上昇を抑制
する。
圧力が極端に上昇した場合には、不活性ガス系隔離弁
（排気側）１０と原子炉格納容器ベント弁１１を運転員
が手動で開作動させ原子炉格納容器１の圧力上昇を抑制
する。
【００１１】この場合、この原子炉格納容器ベント設備
作動後にＲＨＲの原子炉格納容器スプレイモードを起動
させると、原子炉格納容器１が負圧になる場合があり、
原子炉格納容器１は真空破壊弁１２と真空破壊隔離弁１
３が作動し、この作動により原子炉格納容器１内に空気
が逆流し、原子炉格納容器内雰囲気の酸素濃度が上昇す
る可能性がある。このような原子炉格納容器ベント設備
（ＢＥ）が開作動した後の原子炉格納容器内雰囲気の変
化は窒素置換の継続性の面からも望ましいものではな
い。
作動後にＲＨＲの原子炉格納容器スプレイモードを起動
させると、原子炉格納容器１が負圧になる場合があり、
原子炉格納容器１は真空破壊弁１２と真空破壊隔離弁１
３が作動し、この作動により原子炉格納容器１内に空気
が逆流し、原子炉格納容器内雰囲気の酸素濃度が上昇す
る可能性がある。このような原子炉格納容器ベント設備
（ＢＥ）が開作動した後の原子炉格納容器内雰囲気の変
化は窒素置換の継続性の面からも望ましいものではな
い。
【００１２】本発明はこれに鑑みなされたもので、その
目的とするところは、原子炉格納容器の圧力上昇が継続
されるような事故が発生した場合であっても、原子炉格
納容器内に空気が逆流することがなく、すなわち原子炉
格納容器内雰囲気の酸素濃度が上昇する恐れがなく、安
全系の多重故障に対処する復旧時間に余裕ができ、再作
動に対して有利なこの種の原子炉格納容器設備を提供す
るにある。
目的とするところは、原子炉格納容器の圧力上昇が継続
されるような事故が発生した場合であっても、原子炉格
納容器内に空気が逆流することがなく、すなわち原子炉
格納容器内雰囲気の酸素濃度が上昇する恐れがなく、安
全系の多重故障に対処する復旧時間に余裕ができ、再作
動に対して有利なこの種の原子炉格納容器設備を提供す
るにある。
【００１３】
【課題を解決するための手段】すなわち本発明は、原子
炉格納容器と、この原子炉格納容器内の圧力を計測する
原子炉格納容器圧力計と、原子炉格納容器内の酸素およ
び水素濃度および放射線量率を計測する格納容器雰囲気
モニタと、原子炉格納容器内に窒素ガスを注入する不活
性ガス注入系と、原子炉格納容器ベント設備とを備えた
原子炉格納設備において、前記設備に、事故時に前記格
納容器雰囲気モニタから水素および酸素濃度高信号を受
けて原子炉格納容器へ窒素を注入する不活性ガス注入系
を作動させ、かつ、前記原子炉格納容器圧力計から圧力
高信号を受けて原子炉格納容器ベント設備を開閉制御
し、かつ原子炉格納容器内の放射線量率高が発生した場
合に、原子炉格納容器ベント設備および不活性ガス系の
作動を停止させ、かつ原子炉格納容器が設計耐圧力とな
ったとき、原子炉格納容器ベント装置を開作動させると
ともに、原子炉格納容器の真空破壊装置作動による酸素
濃度増加に対し、前記不活性ガス系から窒素ガスを注入
させるように制御する制御装置を設けるようになし所期
の目的を達成するようにしたものである。
炉格納容器と、この原子炉格納容器内の圧力を計測する
原子炉格納容器圧力計と、原子炉格納容器内の酸素およ
び水素濃度および放射線量率を計測する格納容器雰囲気
モニタと、原子炉格納容器内に窒素ガスを注入する不活
性ガス注入系と、原子炉格納容器ベント設備とを備えた
原子炉格納設備において、前記設備に、事故時に前記格
納容器雰囲気モニタから水素および酸素濃度高信号を受
けて原子炉格納容器へ窒素を注入する不活性ガス注入系
を作動させ、かつ、前記原子炉格納容器圧力計から圧力
高信号を受けて原子炉格納容器ベント設備を開閉制御
し、かつ原子炉格納容器内の放射線量率高が発生した場
合に、原子炉格納容器ベント設備および不活性ガス系の
作動を停止させ、かつ原子炉格納容器が設計耐圧力とな
ったとき、原子炉格納容器ベント装置を開作動させると
ともに、原子炉格納容器の真空破壊装置作動による酸素
濃度増加に対し、前記不活性ガス系から窒素ガスを注入
させるように制御する制御装置を設けるようになし所期
の目的を達成するようにしたものである。
【００１４】また本発明は、原子炉格納設備の可燃性ガ
ス濃度を制御するに際し、事故が進展して前記格納容器
雰囲気モニタの放射線量率が所定値を超えた場合には、
原子炉格納容器を隔離して設計耐力圧力まで原子炉格納
容器内圧力が上昇し、設計耐圧に達した時点で、前記原
子炉格納容器ベント設備を開作動させ、次いで原子炉格
納容器内を格納容器スプレイモードによりスプレイ冷却
を行うとともに、前記不活性ガス注入系より原子炉格納
容器へ窒素ガスを注入するようにしたものである。
ス濃度を制御するに際し、事故が進展して前記格納容器
雰囲気モニタの放射線量率が所定値を超えた場合には、
原子炉格納容器を隔離して設計耐力圧力まで原子炉格納
容器内圧力が上昇し、設計耐圧に達した時点で、前記原
子炉格納容器ベント設備を開作動させ、次いで原子炉格
納容器内を格納容器スプレイモードによりスプレイ冷却
を行うとともに、前記不活性ガス注入系より原子炉格納
容器へ窒素ガスを注入するようにしたものである。
【００１５】
【作用】このように形成された原子炉設備であると、事
故時に、原子炉格納容器に対し原子炉格納容器圧力計お
よび格納容器雰囲気モニタ（ＣＡＭＳ）より原子力格納
容器圧力、酸素、水素濃度および放射線量率が計測さ
れ、これらの信号から酸素または水素濃度が規定値以上
に上昇した場合には、不活性ガス注入系より窒素が注入
され、酸素および水素濃度は抑制される。
故時に、原子炉格納容器に対し原子炉格納容器圧力計お
よび格納容器雰囲気モニタ（ＣＡＭＳ）より原子力格納
容器圧力、酸素、水素濃度および放射線量率が計測さ
れ、これらの信号から酸素または水素濃度が規定値以上
に上昇した場合には、不活性ガス注入系より窒素が注入
され、酸素および水素濃度は抑制される。
【００１６】また、事故時に原子炉が隔離され、逃がし
安全弁が作動し、原子炉の蒸気が圧力抑制室へ導かれ残
留熱除去系（ＲＨＲ）が故障していると、原子炉格納容
器内の圧力は上昇するが、この圧力が上昇した場合に
は、原子炉格納容器圧力高信号により原子炉格納容器ベ
ント設備を開閉作動させ、原子炉格納容器内の圧力は制
御される。
安全弁が作動し、原子炉の蒸気が圧力抑制室へ導かれ残
留熱除去系（ＲＨＲ）が故障していると、原子炉格納容
器内の圧力は上昇するが、この圧力が上昇した場合に
は、原子炉格納容器圧力高信号により原子炉格納容器ベ
ント設備を開閉作動させ、原子炉格納容器内の圧力は制
御される。
【００１７】さらに、事故が進展し原子炉格納容器内の
放射線量率高に至った場合には、原子炉格納容器を隔離
し、設計耐力圧まで原子炉格納容器を隔離させる。その
後、設計耐圧に達した時点で原子炉格納容器ベント設備
を開作動させ原子炉格納容器を減圧させる。また、原子
炉格納容器ベント後に原子炉格納容器内が残留熱除去系
の復旧後の格納容器スプレイモードによるスプレイ冷却
のため負圧となり、真空破壊装置の作動による空気流入
により急速に酸素濃度が変化した場合には、不活性ガス
注入系より原子炉格納容器１へ窒素の注入を実施する。
または、原子炉格納容器１が負圧となることを防止する
ために原子炉格納容器ベント設備の開閉を制御すること
になる。
放射線量率高に至った場合には、原子炉格納容器を隔離
し、設計耐力圧まで原子炉格納容器を隔離させる。その
後、設計耐圧に達した時点で原子炉格納容器ベント設備
を開作動させ原子炉格納容器を減圧させる。また、原子
炉格納容器ベント後に原子炉格納容器内が残留熱除去系
の復旧後の格納容器スプレイモードによるスプレイ冷却
のため負圧となり、真空破壊装置の作動による空気流入
により急速に酸素濃度が変化した場合には、不活性ガス
注入系より原子炉格納容器１へ窒素の注入を実施する。
または、原子炉格納容器１が負圧となることを防止する
ために原子炉格納容器ベント設備の開閉を制御すること
になる。
【００１８】このように、これらの系統を制御すること
により、事故時の原子炉格納容器内の可燃性ガスの濃度
等の挙動を容易に制御することができ、したがって原子
炉格納容器の圧力上昇が継続されるような事故が発生し
た場合であっても、原子炉格納容器の窒素置換が継続的
に実施できて原子炉格納容器挙動が安定化し、安全系の
多重故障に対処する復旧時間に余裕ができ、安全系の再
作動に対して有利となるのである。
により、事故時の原子炉格納容器内の可燃性ガスの濃度
等の挙動を容易に制御することができ、したがって原子
炉格納容器の圧力上昇が継続されるような事故が発生し
た場合であっても、原子炉格納容器の窒素置換が継続的
に実施できて原子炉格納容器挙動が安定化し、安全系の
多重故障に対処する復旧時間に余裕ができ、安全系の再
作動に対して有利となるのである。
【００１９】
【実施例】以下図示した実施例に基づいて本発明を詳細
に説明する。図１にはその原子炉設備が線図で示されて
いる。格納容器１には、格納容器内部の圧力を計測する
原子炉格納容器圧力計１４および格納容器内部の雰囲気
をモニタする格納容器雰囲気モニタ（ＣＡＭＳ）４が設
けられており、そしてさらに、原子炉格納容器圧力計１
４の圧力信号と格納容器雰囲気モニタ（ＣＡＭＳ）４の
酸素濃度、水素濃度および放射線量率信号とにより、不
活性ガス系（ＡＣ）と原子炉格納容器ベント設備を制御
する制御装置１６が設けられている。
に説明する。図１にはその原子炉設備が線図で示されて
いる。格納容器１には、格納容器内部の圧力を計測する
原子炉格納容器圧力計１４および格納容器内部の雰囲気
をモニタする格納容器雰囲気モニタ（ＣＡＭＳ）４が設
けられており、そしてさらに、原子炉格納容器圧力計１
４の圧力信号と格納容器雰囲気モニタ（ＣＡＭＳ）４の
酸素濃度、水素濃度および放射線量率信号とにより、不
活性ガス系（ＡＣ）と原子炉格納容器ベント設備を制御
する制御装置１６が設けられている。
【００２０】この制御装置は、この実施例１において
は、図１に示す設備で図２に示すロジック制御機能を有
している。
は、図１に示す設備で図２に示すロジック制御機能を有
している。
【００２１】原子炉格納容器内には、事故時の可燃性ガ
スの反応を防止するために、常用系である不活性ガス系
（ＡＣ）により窒素ガスが注入され、原子炉格納容器の
窒素置換が実施されている。不活性ガス系（ＡＣ）は、
窒素貯蔵設備から窒素供給弁１５および不活性ガス系隔
離弁（注入側）１７、または真空破壊隔離弁１３を介し
て原子炉格納容器１へ窒素ガスが注入されるよう形成さ
れている。
スの反応を防止するために、常用系である不活性ガス系
（ＡＣ）により窒素ガスが注入され、原子炉格納容器の
窒素置換が実施されている。不活性ガス系（ＡＣ）は、
窒素貯蔵設備から窒素供給弁１５および不活性ガス系隔
離弁（注入側）１７、または真空破壊隔離弁１３を介し
て原子炉格納容器１へ窒素ガスが注入されるよう形成さ
れている。
【００２２】定検時には不活性ガス系隔離弁（排気側）
１０および原子炉格納容器ベント弁１１を介して窒素ガ
ス排気装置により原子炉格納容器１の窒素ガスが排気筒
へ排出される。また、事故時の原子炉格納容器の設備と
して、原子炉格納容器１が負圧となった場合に作動する
真空破壊弁１２（および真空破壊隔離弁１３）が設置さ
れている。
１０および原子炉格納容器ベント弁１１を介して窒素ガ
ス排気装置により原子炉格納容器１の窒素ガスが排気筒
へ排出される。また、事故時の原子炉格納容器の設備と
して、原子炉格納容器１が負圧となった場合に作動する
真空破壊弁１２（および真空破壊隔離弁１３）が設置さ
れている。
【００２３】さらに、事故時の原子炉格納容器内挙動を
監視する目的で、格納容器雰囲気モニタ系が設置され、
原子炉格納容器１内に水素および酸素等の可燃性ガスが
発生した場合に、格納容器雰囲気モニタ（ＣＡＭＳ）４
により可燃性ガス濃度の測定、および格納容器内放射線
量率の測定が実施される。
監視する目的で、格納容器雰囲気モニタ系が設置され、
原子炉格納容器１内に水素および酸素等の可燃性ガスが
発生した場合に、格納容器雰囲気モニタ（ＣＡＭＳ）４
により可燃性ガス濃度の測定、および格納容器内放射線
量率の測定が実施される。
【００２４】また、事故時においては、従来同様原子炉
が隔離され逃がし安全弁５が作動し、原子炉圧力容器の
蒸気が、原子炉格納容器の圧力抑制室３へ導かれる。こ
の圧力抑制室３内の熱は、残留熱除去系（ＲＨＲ）の圧
力抑制室冷却モードにより冷却される。圧力抑制室冷却
モードは、圧力抑制室３の水を残留熱除去ポンプ６によ
り残留熱除去熱交換器７を通して冷却し圧力抑制室３へ
戻される。
が隔離され逃がし安全弁５が作動し、原子炉圧力容器の
蒸気が、原子炉格納容器の圧力抑制室３へ導かれる。こ
の圧力抑制室３内の熱は、残留熱除去系（ＲＨＲ）の圧
力抑制室冷却モードにより冷却される。圧力抑制室冷却
モードは、圧力抑制室３の水を残留熱除去ポンプ６によ
り残留熱除去熱交換器７を通して冷却し圧力抑制室３へ
戻される。
【００２５】さらに、残留熱除去系（ＲＨＲ）は原子炉
格納容器の圧力上昇を抑制するため、原子炉格納容器ド
ライウェルと圧力抑制室にスプレイ冷却することも可能
である。この原子炉格納容器スプレイモードは、原子炉
格納容器ドライウェルスプレイ冷却として、圧力抑制室
３の水を残留熱除去ポンプ６により導き、残留熱除去熱
交換器７で除熱後、ドライウェルスプレイヘッダ８によ
りドライウェルのスプレイ冷却を実施する。一方、圧力
抑制室スプレイ冷却も圧力抑制室３の水を残留熱除去ポ
ンプ６により導き残留熱除去熱交換器７で除熱後、圧力
抑制室スプレイヘッダ９により圧力抑制室３をスプレイ
冷却する。
格納容器の圧力上昇を抑制するため、原子炉格納容器ド
ライウェルと圧力抑制室にスプレイ冷却することも可能
である。この原子炉格納容器スプレイモードは、原子炉
格納容器ドライウェルスプレイ冷却として、圧力抑制室
３の水を残留熱除去ポンプ６により導き、残留熱除去熱
交換器７で除熱後、ドライウェルスプレイヘッダ８によ
りドライウェルのスプレイ冷却を実施する。一方、圧力
抑制室スプレイ冷却も圧力抑制室３の水を残留熱除去ポ
ンプ６により導き残留熱除去熱交換器７で除熱後、圧力
抑制室スプレイヘッダ９により圧力抑制室３をスプレイ
冷却する。
【００２６】これらの設備の多重故障によりさらに事故
が進展し、原子炉格納容器内の圧力が上昇した場合に
は、不活性ガス系隔離弁（排気側）１０と、原子炉格納
容器ベント弁１１を開作動させ原子炉格納容器をベント
し、原子炉格納容器の圧力上昇を抑制する。
が進展し、原子炉格納容器内の圧力が上昇した場合に
は、不活性ガス系隔離弁（排気側）１０と、原子炉格納
容器ベント弁１１を開作動させ原子炉格納容器をベント
し、原子炉格納容器の圧力上昇を抑制する。
【００２７】前述のような事故時において、つまり、原
子炉は隔離され原子炉内の熱は逃がし安全弁５を介して
圧力抑制室３に導かれ、残留熱除去系（ＲＨＲ）が故障
していると、図３に示すように原子炉格納容器圧力は事
故後上昇を開始する。なお、図３は実施例１において、
事故時に原子炉格納容器１内の圧力が上昇した場合の状
態を、縦軸に原子炉格納容器内の圧力を、横軸に時間を
定めて示している。
子炉は隔離され原子炉内の熱は逃がし安全弁５を介して
圧力抑制室３に導かれ、残留熱除去系（ＲＨＲ）が故障
していると、図３に示すように原子炉格納容器圧力は事
故後上昇を開始する。なお、図３は実施例１において、
事故時に原子炉格納容器１内の圧力が上昇した場合の状
態を、縦軸に原子炉格納容器内の圧力を、横軸に時間を
定めて示している。
【００２８】事故時に原子炉格納容器圧力が上昇し、ｔ
１時点で原子炉格納容器圧力がＰ１まで達した場合、図
２に示す原子炉格納容器圧力高（Ｐ１）の信号が図１に
示す原子炉格納容器圧力計１４より発生し、この信号よ
り制御装置１６が原子炉格納容器ベント弁１１と不活性
ガス系隔離弁（排気側）１０を開、および窒素供給弁１
５を閉する信号を出力する。原子炉格納容器ベント弁１
１と不活性ガス系隔離弁（排気側）１０を開することに
より、原子炉格納容器圧力はＰ１から大気圧まで減圧す
る。
１時点で原子炉格納容器圧力がＰ１まで達した場合、図
２に示す原子炉格納容器圧力高（Ｐ１）の信号が図１に
示す原子炉格納容器圧力計１４より発生し、この信号よ
り制御装置１６が原子炉格納容器ベント弁１１と不活性
ガス系隔離弁（排気側）１０を開、および窒素供給弁１
５を閉する信号を出力する。原子炉格納容器ベント弁１
１と不活性ガス系隔離弁（排気側）１０を開することに
より、原子炉格納容器圧力はＰ１から大気圧まで減圧す
る。
【００２９】原子炉格納容器圧力が大気圧になった時点
で、制御装置１６は原子炉格納容器ベント弁１１と不活
性ガス系隔離弁（排気側）１０が閉となる信号を出す。
この時点で、原子炉格納容器冷却設備として残留熱除去
系（ＲＨＲ）の原子炉格納容器スプレイモードが故障復
旧により機能していた場合には、スプレイ冷却による減
圧により原子炉格納容器１が負圧となって真空破壊弁１
２および真空破壊隔離弁１３が開作動する。ただし、作
動後に原子炉格納容器１は正圧となり、瞬時に閉作動す
る。
で、制御装置１６は原子炉格納容器ベント弁１１と不活
性ガス系隔離弁（排気側）１０が閉となる信号を出す。
この時点で、原子炉格納容器冷却設備として残留熱除去
系（ＲＨＲ）の原子炉格納容器スプレイモードが故障復
旧により機能していた場合には、スプレイ冷却による減
圧により原子炉格納容器１が負圧となって真空破壊弁１
２および真空破壊隔離弁１３が開作動する。ただし、作
動後に原子炉格納容器１は正圧となり、瞬時に閉作動す
る。
【００３０】真空破壊弁１２および真空破壊隔離弁１３
が負圧により作動すると、空気の流入により原子炉格納
容器１内の酸素濃度が増加するため格納容器雰囲気モニ
タ（ＣＡＭＳ）４の酸素濃度高信号が発生し、制御装置
１６は窒素供給弁１５、不活性ガス系隔離弁（注入側）
１７、および真空破壊隔離弁１３を開作動させ原子炉格
納容器１へ窒素を供給する。酸素濃度が規定値内となっ
たｔ１′時に、制御装置１６は窒素供給弁１５、不活性
ガス系隔離弁（注入側）１７および真空破壊隔離弁１３
を閉作動させる。
が負圧により作動すると、空気の流入により原子炉格納
容器１内の酸素濃度が増加するため格納容器雰囲気モニ
タ（ＣＡＭＳ）４の酸素濃度高信号が発生し、制御装置
１６は窒素供給弁１５、不活性ガス系隔離弁（注入側）
１７、および真空破壊隔離弁１３を開作動させ原子炉格
納容器１へ窒素を供給する。酸素濃度が規定値内となっ
たｔ１′時に、制御装置１６は窒素供給弁１５、不活性
ガス系隔離弁（注入側）１７および真空破壊隔離弁１３
を閉作動させる。
【００３１】その後、格納容器雰囲気モニタ（ＣＡＭ
Ｓ）４の原子炉格納容器内放射線量率高信号が発生しな
ければ、原子炉格納容器内圧力はＰ１以上の圧力上昇を
抑制して、原子炉格納容器ベントと窒素供給を継続し可
燃性ガス濃度を制御する。
Ｓ）４の原子炉格納容器内放射線量率高信号が発生しな
ければ、原子炉格納容器内圧力はＰ１以上の圧力上昇を
抑制して、原子炉格納容器ベントと窒素供給を継続し可
燃性ガス濃度を制御する。
【００３２】しかし、事故が進展しｔ２の時点で格納容
器雰囲気モニタ（ＣＡＭＳ）４の原子炉格納容器放射線
量率高が発生した場合には、原子炉格納容器１を隔離す
る。原子炉格納容器隔離のため制御装置１６は、窒素供
給弁１５、原子炉格納容器ベント弁１１、不活性ガス系
隔離弁（注入側）１７、不活性ガス系隔離弁（排気側）
１０、および真空破壊隔離弁１３を閉止させる。
器雰囲気モニタ（ＣＡＭＳ）４の原子炉格納容器放射線
量率高が発生した場合には、原子炉格納容器１を隔離す
る。原子炉格納容器隔離のため制御装置１６は、窒素供
給弁１５、原子炉格納容器ベント弁１１、不活性ガス系
隔離弁（注入側）１７、不活性ガス系隔離弁（排気側）
１０、および真空破壊隔離弁１３を閉止させる。
【００３３】さらに、原子炉格納容器圧力が上昇しｔ３
の時点で原子炉格納容器１の設計耐圧であるＰ２に達し
た場合には、運転員の操作により図２に示す原子炉格納
容器ベント弁スイッチが入れられ、原子炉格納容器ベン
ト弁１１を開する。また、不活性ガス系隔離弁（排気
側）１０も同時に開作動する。この場合、原子炉格納容
器放射線量率高による原子炉格納容器隔離信号は解除さ
れる。原子炉格納容器ベント弁１１および不活性ガス系
隔離弁（排気側）１０を開することにより、原子炉格納
容器圧力はＰ２から大気圧までに減圧する。
の時点で原子炉格納容器１の設計耐圧であるＰ２に達し
た場合には、運転員の操作により図２に示す原子炉格納
容器ベント弁スイッチが入れられ、原子炉格納容器ベン
ト弁１１を開する。また、不活性ガス系隔離弁（排気
側）１０も同時に開作動する。この場合、原子炉格納容
器放射線量率高による原子炉格納容器隔離信号は解除さ
れる。原子炉格納容器ベント弁１１および不活性ガス系
隔離弁（排気側）１０を開することにより、原子炉格納
容器圧力はＰ２から大気圧までに減圧する。
【００３４】この条件下で、残留熱除去系（ＲＨＲ）の
原子炉格納容器スプレイモードを故障復旧により使用す
れば、原子炉格納容器１がスプレイ冷却により負圧とな
り、真空破壊弁１２および真空破壊隔離弁１３が作動
し、原子炉格納容器１内に空気が流入し、原子炉格納容
器内の酸素濃度が増加する。制御装置１６は原子炉格納
容器圧力計１４の負圧信号により窒素供給弁１５、不活
性ガス系隔離弁（注入側）１７および真空破壊隔離弁１
３を自動的に開作動させ原子炉格納容器１に窒素を供給
する。
原子炉格納容器スプレイモードを故障復旧により使用す
れば、原子炉格納容器１がスプレイ冷却により負圧とな
り、真空破壊弁１２および真空破壊隔離弁１３が作動
し、原子炉格納容器１内に空気が流入し、原子炉格納容
器内の酸素濃度が増加する。制御装置１６は原子炉格納
容器圧力計１４の負圧信号により窒素供給弁１５、不活
性ガス系隔離弁（注入側）１７および真空破壊隔離弁１
３を自動的に開作動させ原子炉格納容器１に窒素を供給
する。
【００３５】また、他の条件で酸素および水素濃度が増
加した場合も、同様に制御装置１６は窒素供給弁１５、
不活性ガス系隔離弁（注入側）１７および真空破壊隔離
弁１３を自動的に開作動させ、原子炉格納容器１へ窒素
を供給する。
加した場合も、同様に制御装置１６は窒素供給弁１５、
不活性ガス系隔離弁（注入側）１７および真空破壊隔離
弁１３を自動的に開作動させ、原子炉格納容器１へ窒素
を供給する。
【００３６】この条件下で、事故が終息するまで、原子
炉格納容器内圧力上昇をＰ２に抑制し原子炉格納容器ベ
ントと窒素供給を継続して、可燃性ガス濃度を抑制す
る。
炉格納容器内圧力上昇をＰ２に抑制し原子炉格納容器ベ
ントと窒素供給を継続して、可燃性ガス濃度を抑制す
る。
【００３７】次にもう一つの実施例（実施例２）につい
て説明する。この実施例においては、図１に示す設備
で、図４に示すロジック制御機能を制御装置１６が有す
るように形成されている。
て説明する。この実施例においては、図１に示す設備
で、図４に示すロジック制御機能を制御装置１６が有す
るように形成されている。
【００３８】前述した実施例１のような事故時におい
て、つまり、原子炉は隔離され原子炉内の熱は逃がし安
全弁５を介して圧力抑制室３に導かれ、残留熱除去系
（ＲＨＲ）が故障していると、図５に示すごとく原子炉
格納容器圧力は事故後上昇を開始する。
て、つまり、原子炉は隔離され原子炉内の熱は逃がし安
全弁５を介して圧力抑制室３に導かれ、残留熱除去系
（ＲＨＲ）が故障していると、図５に示すごとく原子炉
格納容器圧力は事故後上昇を開始する。
【００３９】図５は、実施例２において事故時に原子炉
格納容器１内の圧力が上昇した場合の状態を、縦軸に原
子炉格納容器内の圧力を、横軸に時間を定めて示す。
格納容器１内の圧力が上昇した場合の状態を、縦軸に原
子炉格納容器内の圧力を、横軸に時間を定めて示す。
【００４０】事故時にｔ１時点で原子炉格納容器圧力が
上昇し、Ｐ１まで達した場合、図４に示す原子炉格納容
器圧力高（Ｐ１）の信号が図１に示す原子炉格納容器圧
力計１４より発生し、制御装置１６は原子炉格納容器圧
力Ｐ１制御信号により原子炉格納容器ベント弁１１と窒
素供給弁１５の開度を原子炉格納容器圧力Ｐ１で一定と
なるように、原子炉格納容器ベント量と窒素供給量を調
整する。この場合、制御装置１６は不活性ガス系隔離弁
（注入側）１７、不活性ガス系隔離弁（排気側）１０、
および真空破壊隔離弁１３をｔ１時に開作動させる。
上昇し、Ｐ１まで達した場合、図４に示す原子炉格納容
器圧力高（Ｐ１）の信号が図１に示す原子炉格納容器圧
力計１４より発生し、制御装置１６は原子炉格納容器圧
力Ｐ１制御信号により原子炉格納容器ベント弁１１と窒
素供給弁１５の開度を原子炉格納容器圧力Ｐ１で一定と
なるように、原子炉格納容器ベント量と窒素供給量を調
整する。この場合、制御装置１６は不活性ガス系隔離弁
（注入側）１７、不活性ガス系隔離弁（排気側）１０、
および真空破壊隔離弁１３をｔ１時に開作動させる。
【００４１】その後、格納容器雰囲気モニタ（ＣＡＭ
Ｓ）４の原子炉格納容器内放射線量率高信号が発生しな
ければ、原子炉格納容器内圧力はＰ１以上の圧力上昇を
抑制し、原子炉格納容器ベントと窒素供給を継続し可燃
性ガス濃度を抑制する。
Ｓ）４の原子炉格納容器内放射線量率高信号が発生しな
ければ、原子炉格納容器内圧力はＰ１以上の圧力上昇を
抑制し、原子炉格納容器ベントと窒素供給を継続し可燃
性ガス濃度を抑制する。
【００４２】しかし、事故が進展しｔ２の時点で格納容
器雰囲気モニタ（ＣＡＭＳ）４の原子炉格納容器放射線
量率高が発生した場合には、原子炉格納容器１を隔離す
る。原子炉格納容器隔離のため、制御装置１６は原子炉
格納容器ベント弁１１と窒素供給弁１５を閉止する。ま
た、不活性ガス系隔離弁（注入側）１７、不活性ガス系
隔離弁（排気側）１０、および真空破壊隔離弁１３も閉
作動させる。
器雰囲気モニタ（ＣＡＭＳ）４の原子炉格納容器放射線
量率高が発生した場合には、原子炉格納容器１を隔離す
る。原子炉格納容器隔離のため、制御装置１６は原子炉
格納容器ベント弁１１と窒素供給弁１５を閉止する。ま
た、不活性ガス系隔離弁（注入側）１７、不活性ガス系
隔離弁（排気側）１０、および真空破壊隔離弁１３も閉
作動させる。
【００４３】さらに、原子炉格納容器圧力が上昇しｔ３
の時点で設計耐圧であるＰ２に達した場合には、運転員
の操作により図４に示す原子炉格納容器ベント弁スイッ
チが入れられ、原子炉格納容器ベント弁１１を開する。
同時に、不活性ガス系隔離弁（排気側）１０を開作動す
る。この場合、原子炉格納容器放射線量率高による原子
炉格納容器隔離信号は解除される。
の時点で設計耐圧であるＰ２に達した場合には、運転員
の操作により図４に示す原子炉格納容器ベント弁スイッ
チが入れられ、原子炉格納容器ベント弁１１を開する。
同時に、不活性ガス系隔離弁（排気側）１０を開作動す
る。この場合、原子炉格納容器放射線量率高による原子
炉格納容器隔離信号は解除される。
【００４４】原子炉格納容器ベント弁１１および不活性
ガス系隔離弁（排気側）１０を開することにより、原子
炉格納容器圧力は減圧する。減圧後、制御装置１６は原
子炉格納容器圧力がＰ１となった時点で原子炉格納容器
ベント弁１１を閉止する。同時に、不活性ガス系隔離弁
（排気側）１０も閉作動する。この時点で、残留熱除去
系（ＲＨＲ）の原子炉格納容器スプレイモードが故障復
旧により作動し、さらに原子炉格納容器圧力がスプレイ
冷却により減圧した場合でも、負圧による真空破壊弁１
２および真空破壊隔離弁１３の作動に至らないため、空
気流入による酸素濃度の増加には至らない。
ガス系隔離弁（排気側）１０を開することにより、原子
炉格納容器圧力は減圧する。減圧後、制御装置１６は原
子炉格納容器圧力がＰ１となった時点で原子炉格納容器
ベント弁１１を閉止する。同時に、不活性ガス系隔離弁
（排気側）１０も閉作動する。この時点で、残留熱除去
系（ＲＨＲ）の原子炉格納容器スプレイモードが故障復
旧により作動し、さらに原子炉格納容器圧力がスプレイ
冷却により減圧した場合でも、負圧による真空破壊弁１
２および真空破壊隔離弁１３の作動に至らないため、空
気流入による酸素濃度の増加には至らない。
【００４５】また、他の条件で酸素および水素濃度が増
加した場合にも、制御装置１６は窒素供給弁１５および
不活性ガス系隔離弁（注入側）１７および真空破壊隔離
弁１３を開作動させ規定濃度以下に保つことが出来る。
この条件下で、事故が終息するまで原子炉格納容器１の
圧力上昇をＰ２に抑制し原子炉格納容器ベントと窒素供
給を継続して、可燃性ガス濃度を抑制する。
加した場合にも、制御装置１６は窒素供給弁１５および
不活性ガス系隔離弁（注入側）１７および真空破壊隔離
弁１３を開作動させ規定濃度以下に保つことが出来る。
この条件下で、事故が終息するまで原子炉格納容器１の
圧力上昇をＰ２に抑制し原子炉格納容器ベントと窒素供
給を継続して、可燃性ガス濃度を抑制する。
【００４６】以上説明してきたように本発明によれば、
原子炉格納容器１の圧力上昇が継続されるような事故が
発生して真空破壊装置が作動し、原子炉格納容器１へ大
量の空気が流入した場合、窒素の注入により酸素濃度の
緩和が行われ、事故時の原子炉格納容器１の可燃性ガス
濃度制御に効果があり、また、事故時に原子炉格納容器
１が負圧となることを防止するために、原子炉格納容器
ベント装置の開閉を制御し、真空破壊装置の作動による
大量の空気が原子炉格納容器内に流入することを防止す
る効果がある。
原子炉格納容器１の圧力上昇が継続されるような事故が
発生して真空破壊装置が作動し、原子炉格納容器１へ大
量の空気が流入した場合、窒素の注入により酸素濃度の
緩和が行われ、事故時の原子炉格納容器１の可燃性ガス
濃度制御に効果があり、また、事故時に原子炉格納容器
１が負圧となることを防止するために、原子炉格納容器
ベント装置の開閉を制御し、真空破壊装置の作動による
大量の空気が原子炉格納容器内に流入することを防止す
る効果がある。
【００４７】また、本発明の設備であると、従来設備と
比較し原子炉格納容器１の窒素置換が継続的に実施され
るため、原子炉格納容器挙動が安定化する。そのため、
原子炉格納容器圧力上昇が発生した原因となる安全系の
多重故障に対処する復旧時間に余裕ができ、安全系の再
作動に対し効果がある。また、従来の可燃性ガス濃度系
（ＦＣＳ）の設備に対し不活性ガス系の窒素供給装置と
原子炉格納容器ベント設備にて可燃性ガスの抑制が可能
である。また、窒素供給装置と、原子炉格納容器ベント
設備は従来設備であり、本発明では制御装置を追設する
だけでよいので、可燃性ガス濃度制御設備と同等の機能
を簡素化された設備で対応できるため、経済的効果があ
る。
比較し原子炉格納容器１の窒素置換が継続的に実施され
るため、原子炉格納容器挙動が安定化する。そのため、
原子炉格納容器圧力上昇が発生した原因となる安全系の
多重故障に対処する復旧時間に余裕ができ、安全系の再
作動に対し効果がある。また、従来の可燃性ガス濃度系
（ＦＣＳ）の設備に対し不活性ガス系の窒素供給装置と
原子炉格納容器ベント設備にて可燃性ガスの抑制が可能
である。また、窒素供給装置と、原子炉格納容器ベント
設備は従来設備であり、本発明では制御装置を追設する
だけでよいので、可燃性ガス濃度制御設備と同等の機能
を簡素化された設備で対応できるため、経済的効果があ
る。
【００４８】また、従来のＦＣＳ２は運転員が手動で起
動させ暖気運転を必要とし、原子炉格納容器ベント設備
も運転員が手動で作動させていたが、本発明では運転員
の操作を削減することができ、事故時の運転員対応低減
に大幅な効果がある。
動させ暖気運転を必要とし、原子炉格納容器ベント設備
も運転員が手動で作動させていたが、本発明では運転員
の操作を削減することができ、事故時の運転員対応低減
に大幅な効果がある。
【００４９】
【発明の効果】以上説明してきたように本発明によれ
ば、たとえ原子炉格納容器の圧力上昇が継続されるよう
な事故が発生した場合であっても、原子炉格納容器内に
空気が逆流することがなく、すなわち原子炉格納容器内
雰囲気の酸素濃度が上昇する恐れがなく、安全系の多重
故障に対処する復旧時間に余裕ができ、再作動に対して
有利なこの種の原子炉格納容器設備を得ることができ
る。
ば、たとえ原子炉格納容器の圧力上昇が継続されるよう
な事故が発生した場合であっても、原子炉格納容器内に
空気が逆流することがなく、すなわち原子炉格納容器内
雰囲気の酸素濃度が上昇する恐れがなく、安全系の多重
故障に対処する復旧時間に余裕ができ、再作動に対して
有利なこの種の原子炉格納容器設備を得ることができ
る。
【図１】本発明の原子炉格納容器設備の一実施例を示す
系統線図である。
系統線図である。
【図２】本発明の原子炉格納容器設備の一実施例の制御
系統図である。
系統図である。
【図３】本発明の原子炉格納容器設備の一実施例の事故
時の原子炉格納容器圧力変化を示す特性図である。
時の原子炉格納容器圧力変化を示す特性図である。
【図４】本発明の原子炉格納容器設備の他の実施例の制
御系統図である。
御系統図である。
【図５】本発明の原子炉格納容器設備の他の実施例の事
故時の原子炉格納容器圧力変化を示す特性図である。
故時の原子炉格納容器圧力変化を示す特性図である。
【図６】従来の原子炉格納容器設備を示す系統線図であ
る。
る。
１…原子炉格納容器、２…可燃性ガス濃度制御装置（Ｆ
ＣＳ）、３…圧力抑制室、４…格納容器雰囲気モニタ
（ＣＡＭＳ）、５…逃がし安全弁、６…残留熱除去ポン
プ、７… 残留熱除去熱交換器、８…ドライウェルスプ
レイヘッダ、９…サプレッションプールスプレイヘッ
ダ、１０…不活性ガス系隔離弁（排気側）、１１…原子
炉格納容器ベント弁、１２…真空破壊弁、１３…真空破
壊隔離弁、１４…原子炉格納容器圧力計、１５…窒素供
給弁、１６…制御器、１７…不活性ガス系隔離弁（注入
側）。
ＣＳ）、３…圧力抑制室、４…格納容器雰囲気モニタ
（ＣＡＭＳ）、５…逃がし安全弁、６…残留熱除去ポン
プ、７… 残留熱除去熱交換器、８…ドライウェルスプ
レイヘッダ、９…サプレッションプールスプレイヘッ
ダ、１０…不活性ガス系隔離弁（排気側）、１１…原子
炉格納容器ベント弁、１２…真空破壊弁、１３…真空破
壊隔離弁、１４…原子炉格納容器圧力計、１５…窒素供
給弁、１６…制御器、１７…不活性ガス系隔離弁（注入
側）。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.6 識別記号 庁内整理番号 ＦＩ 技術表示箇所 Ｇ２１Ｃ 17/00 ＧＤＢ Ｄ (72)発明者 鈴木 博志 茨城県日立市大みか町三丁目８番１号 茨 城情報サービス株式会社内 (72)発明者 関根 康弘 茨城県日立市幸町三丁目２番１号 日立エ ンジニアリング株式会社内
Claims (5)
- 【請求項１】 原子炉格納容器と、該原子炉格納容器内
の圧力を計測する原子炉格納容器圧力計と、原子炉格納
容器内の酸素および水素濃度および放射線量率を計測す
る格納容器雰囲気モニタと、原子炉格納容器内に窒素ガ
スを注入する不活性ガス注入系と、原子炉格納容器ベン
ト設備とを備えた原子炉格納設備において、 前記設備に、前記格納容器雰囲気モニタの放射線量率が
所定値に至った場合に、原子炉格納容器ベント設備およ
び不活性ガス系の作動を停止させ、かつ原子炉格納容器
が設計耐圧力となったとき、原子炉格納容器ベント装置
を開作動させるとともに、前記不活性ガス系から窒素ガ
スを注入させるように制御する制御装置を設けたことを
特徴とする原子炉格納設備。 - 【請求項２】 原子炉格納容器と、該原子炉格納容器内
の圧力を計測する原子炉格納容器圧力計と、原子炉格納
容器内の酸素および水素濃度および放射線量率を計測す
る格納容器雰囲気モニタと、原子炉格納容器内に窒素ガ
スを注入する不活性ガス注入系と、原子炉格納容器ベン
ト設備とを備えた原子炉格納設備において、 前記設備に、 事故時に前記格納容器雰囲気モニタから水素および酸素
濃度高信号を受けて原子炉格納容器へ窒素を注入する不
活性ガス注入系を作動させ、かつ、 前記原子炉格納容器圧力計から圧力高信号を受けて原子
炉格納容器ベント設備を開閉制御し、かつ原子炉格納容
器内の放射線量率高が発生した場合に、原子炉格納容器
ベント設備および不活性ガス系の作動を停止させ、かつ
原子炉格納容器が設計耐圧力となったとき、原子炉格納
容器ベント装置を開作動させるとともに、原子炉格納容
器の真空破壊装置作動による酸素濃度増加に対し、前記
不活性ガス系から窒素ガスを注入させるように制御する
制御装置を設けたことを特徴とする原子炉格納設備。 - 【請求項３】 原子炉格納容器と、該原子炉格納容器内
の圧力を計測する原子炉格納容器圧力計と、原子炉格納
容器内の酸素および水素濃度および放射線量率を計測す
る格納容器雰囲気モニタと、原子炉格納容器内に窒素ガ
スを注入する不活性ガス注入系と、原子炉格納容器ベン
ト設備とを備えた原子炉格納設備において、 前記設備に、 事故時に前記格納容器雰囲気モニタから水素および酸素
濃度高信号を受けて原子炉格納容器へ窒素を注入する不
活性ガス注入系を作動させ、かつ、 前記原子炉格納容器圧力計から圧力高信号を受けて予め
設定した圧力で一定となるように原子炉格納容器ベント
設備を開閉制御し、かつ原子炉格納容器内の放射線量率
高が発生した場合に、原子炉格納容器ベント設備および
不活性ガス系の作動を停止させ、かつ原子炉格納容器が
設計耐圧力となったとき、原子炉格納容器ベント装置を
開作動させるように制御する制御装置を設けたことを特
徴とする原子炉格納設備。 - 【請求項４】 原子炉格納容器と、該原子炉格納容器内
の圧力を計測する原子炉格納容器圧力計と、原子炉格納
容器内の酸素および水素濃度および放射線量率を計測す
る格納容器雰囲気モニタと、原子炉格納容器内に窒素ガ
スを注入する不活性ガス注入系と、原子炉格納容器ベン
ト設備とを備えた原子炉格納設備の可燃性ガス濃度の制
御方法において、 事故が進展して前記格納容器雰囲気モニタの放射線量率
が所定値を超えた場合には、原子炉格納容器を隔離して
設計耐力圧力まで原子炉格納容器内圧力が上昇し、 設計耐圧に達した時点で、前記原子炉格納容器ベント設
備を開作動させ、 次いで原子炉格納容器内を格納容器スプレイモードによ
りスプレイ冷却を行うとともに、前記不活性ガス注入系
より原子炉格納容器へ窒素ガスを注入するようにしたこ
とを特徴とする原子炉格納設備の可燃性ガス濃度の制御
方法。 - 【請求項５】 原子炉格納容器と、該原子炉格納容器内
の圧力を計測する原子炉格納容器圧力計と、原子炉格納
容器内の酸素および水素濃度および放射線量率を計測す
る格納容器雰囲気モニタと、原子炉格納容器内に窒素ガ
スを注入する不活性ガス注入系と、原子炉格納容器ベン
ト設備とを備えた原子炉格納設備の可燃性ガス濃度の制
御方法において、 事故時に、前記格納容器雰囲気モニタの放射線量率が所
定値に達した場合であっても原子炉格納容器を隔離した
状態に保ち、その状態で予め設定した容器の耐圧まで原
子炉格納容器内圧力が上昇し、 その耐圧に達した時点で、前記原子炉格納容器ベント設
備を開作動させるとともに、 原子炉格納容器内を格納容器スプレイモードによりスプ
レイ冷却を行い、かつ前記不活性ガス注入系より原子炉
格納容器へ窒素ガスを注入するようにしたことを特徴と
する原子炉格納設備の可燃性ガス濃度の制御方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7017782A JPH08211184A (ja) | 1995-02-06 | 1995-02-06 | 原子炉格納設備およびその可燃性ガス濃度の制御方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7017782A JPH08211184A (ja) | 1995-02-06 | 1995-02-06 | 原子炉格納設備およびその可燃性ガス濃度の制御方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH08211184A true JPH08211184A (ja) | 1996-08-20 |
Family
ID=11953299
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP7017782A Pending JPH08211184A (ja) | 1995-02-06 | 1995-02-06 | 原子炉格納設備およびその可燃性ガス濃度の制御方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH08211184A (ja) |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100873647B1 (ko) * | 2007-06-29 | 2008-12-12 | 한국원자력연구원 | 노외 증기 폭발 방지 장치 및 그 방법 |
| JP2012225823A (ja) * | 2011-04-21 | 2012-11-15 | Shimizu Corp | 原子力発電施設における水素爆発防止方法および設備 |
| JP2013185968A (ja) * | 2012-03-08 | 2013-09-19 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 水素除去装置 |
| JP2015099024A (ja) * | 2013-11-18 | 2015-05-28 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 格納容器調査システム及び格納容器調査方法 |
| CN105204452A (zh) * | 2014-06-26 | 2015-12-30 | 新特能源股份有限公司 | 一种多晶硅还原炉联锁*** |
| CN112700898A (zh) * | 2020-12-18 | 2021-04-23 | 中国核电工程有限公司 | 一种先进压水堆核电厂事故后停运安全壳喷淋的方法 |
-
1995
- 1995-02-06 JP JP7017782A patent/JPH08211184A/ja active Pending
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100873647B1 (ko) * | 2007-06-29 | 2008-12-12 | 한국원자력연구원 | 노외 증기 폭발 방지 장치 및 그 방법 |
| JP2012225823A (ja) * | 2011-04-21 | 2012-11-15 | Shimizu Corp | 原子力発電施設における水素爆発防止方法および設備 |
| JP2013185968A (ja) * | 2012-03-08 | 2013-09-19 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 水素除去装置 |
| JP2015099024A (ja) * | 2013-11-18 | 2015-05-28 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 格納容器調査システム及び格納容器調査方法 |
| CN105204452A (zh) * | 2014-06-26 | 2015-12-30 | 新特能源股份有限公司 | 一种多晶硅还原炉联锁*** |
| CN112700898A (zh) * | 2020-12-18 | 2021-04-23 | 中国核电工程有限公司 | 一种先进压水堆核电厂事故后停运安全壳喷淋的方法 |
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