JPH01126596A - 可燃性ガス濃度制御装置 - Google Patents

可燃性ガス濃度制御装置

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JPH01126596A
JPH01126596A JP62283002A JP28300287A JPH01126596A JP H01126596 A JPH01126596 A JP H01126596A JP 62283002 A JP62283002 A JP 62283002A JP 28300287 A JP28300287 A JP 28300287A JP H01126596 A JPH01126596 A JP H01126596A
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JP
Japan
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processing gas
flow rate
dry well
gas
hydrogen
Prior art date
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Application number
JP62283002A
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English (en)
Inventor
Yasuo Osawa
大澤 康夫
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Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
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Publication of JPH01126596A publication Critical patent/JPH01126596A/ja
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    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin

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。

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プラントにおいて原子炉の冷却材衷
失事故時に、原子炉格納容器内に発生する可燃性ガスの
濃度を制御する可燃性ガス濃度制御装置の改良に関する
(従来の技術) 原子力発電所などの原子カプラントにおいては事故を未
然に防ぎ安全性を確保するために、種々の仮想事故を想
定し、通常発生するとは考えられない重大な仮想事故が
生じてもプラント周辺住民に放射線障害を与えることな
(、安全性を保証するために各種の安全装置が多重に装
備されている。
沸謹水型原子力発電プラントにおいて、上記のような安
全装置のひとつとして可燃性ガス濃度制御装置がある。
この可燃性ガス濃度制御装置は、格納容器スプレー冷却
系とともに原子炉格納容器の補助系を構成し、冷却材喪
失事故後、原子炉格納容器内の可燃性ガスの濃度を爆発
限界以下に維持することにより、原子炉格納容器の爆発
による損壊と、損壊に伴う放射性物質の外部拡散を防止
する。
一般に従来の沸騰水型原子力発電プラントにおける可燃
性ガス濃度制御装置は、第7図に示すように、原子炉格
納容器1のドライウェル2内のガス体を抜き出し移送す
る移送配管3と、ガス体を移送する駆動源となるブロア
4と、ガス体を加熱するための加熱管5と、ガス体中に
含まれる可燃性ガスである水素を酸素と化合させる反応
器6と、反応器6から排出される処理ガスを冷却する冷
却器7と、冷却器7の二次側に配設された気水分離器8
と、気水分離器8からブロア4の1次側に処理ガスを還
流する再循環配管つと、処理ガスをサプレッションチャ
ンバ10に供給する還流配管11ど、サプレッションチ
ャンバ10からドライウェル2側に処理ガスを戻すベン
ト管13と、サプレッションチャンバ10とドライウェ
ル2とのガス体の圧力を均衡させ、ドライウェル2内の
減圧を防止する逆止弁12a等で形成した真空破壊弁1
2とから構成される。
こζでブロア4、加熱管5、反応器6、冷却器7、気水
分離器8、再循環配管9および移送配管3に介装された
流母調整弁14は、1つの機器フレーム内にパッケージ
状に組立てられており、水素酸素再結金製r!115を
形成する。
次に可燃性ガス濃度制御装置の機能について説明する。
冷却材喪失事故時には、炉心16を構成する燃料棒被覆
管の材料であるジルコニウムと炉水とが反応し、可燃性
ガスである水素が発生する。また冷却材として水が用い
られているので水の放射線分解によっても水素と酸素が
発生する。これら水素と酸素が原子炉格納容器1内に蓄
積し、水素・酸素濃度が可燃性雰囲気を形成する爆発限
界値、すなわち水素4vo1%かつ酵素5v01%を越
えた場合に水素と酸素との爆発的な再結合反応が起こる
可能性がある。水素・酸素再結合反応が起った場合、そ
の際発生する熱、圧力波により原子炉格納容器1の健全
性が損なわれる恐れがある。
そのため可燃性ガス濃度制御装置は、冷却材喪失事故後
に原子炉格納容器1内が可燃性雰囲気とならないように
、原子炉格納容器1内のガス体を取出し加熱し、ガス体
中に含まれる水素・酸素を熱化学的に化合させて水蒸気
又は水に変えることにより、原子炉格納容器1内の雰囲
気中に含まれる水素・酸素濃度を降下させるものである
冷却材喪失事故後、水素・酸素を含むドライウェル2内
の雰囲気は入口隔離弁17、流量調整弁14が設置され
ている移送配管3を通して、ブロワ4により加熱管5に
送られる。加熱管5には電気ヒータが設けられており、
加熱管5内を流量するガス体は水素と酸素との結合反応
の開始温度近くまで加熱され加熱管下流側の反応器6内
に送られる。
反応器6は水素と酵素との再結合反応時に放出される熱
によってガス体を連続定常的に加熱再結合させる。そし
てガス体に含まれていた水素と酸素とを化合させて水蒸
気または水に変換することにより、水素の可燃特性が除
去される。
反応器6から排出された処理ガスは高温であるため、反
応器6の下流側に設けた冷却器7にて所定温度まで冷却
し、さらに下流側の気水分離器8において、処理ガス中
に存在する霧状のミストを凝集して水滴とした後に処理
ガスと水とをサプレッションチャンバ10に還流させる
この可燃性ガス濃度制御装置の運転を長時間継続すると
、ドライウェル2内のガス体は処理ガスとして順次、サ
プレッションチャンバ10内に還流されるため、閉止空
間であるサプレッションチャンバ10内の圧力は、ドラ
イウェル2内の圧力と比較して高くなる。この開閉止空
間の差圧を解消するために、ドライウェル2のサプレッ
ションチャンバ10の液相部とを連絡する多数のベント
管13が配設されている。この一部のベント管13の気
相部における側面には、真空破壊弁12としての逆止弁
12aが取付けられている。サプレッションチャンバ1
0内の圧力が高い場合には、逆止弁12aが開となり、
ベント管13を経由して処理ガスがドライウェル2側に
流入し、サプレッションチャンバ10およびドライウェ
ル2の開閉止空間の圧力は均衡する。
従って、ドライウェル2から移送配管3を通り、水素酸
素再結金製@15において処理されたガス体は、処理ガ
スとなってサプレッションチャンバー10に送給され、
ざらに逆止弁12aを通して通して再びドライウェル2
内に還流されるという循環系が構成される。ドライウェ
ル2内において新たに発生した可燃性ガスは、水素酸素
再結合装置15からの可燃性を除去された処理ガスによ
って十分稀釈され、爆発を生じない濃度範囲に:I整さ
れる。
(発明が解決しようとする問題点) 冷却材喪失事故時に、燃料棒の破損が生じると、原子炉
格納容器内に冷却材(炉水)が流出する。この炉水は放
射性が強い核分裂生成物を多量に含む。核分裂生成物は
放射線源であるため、流出した炉水は、炉水自身に含ま
れる核分裂生成物からの放射線によって分解され、水素
と酸素とに解離する。
従って冷却材喪失時に漏れた炉水が、可燃性ガス濃度制
御装置を運転した時の処理ガスの流れから外れた閉止空
間に滞留すると、そこで放fJ1mの分解作用によって
、水素と酸素とが発生し、可燃性雰囲気が形成される危
険性がある。
例えば、改良型沸謄水型原子炉(ABWR)における下
部ドライウェルなどの閉止空間においては、処理ガスの
流量が少なく、炉水が侵入して滞留すると、そこで水素
と酸素とが発生し、可燃性ガス濃度制御装置が作動して
いても局部的に可燃性雰囲気となる。
その結果、水素爆発を起こす可能性があり、原子炉格納
容器の健全性が損なわれるおそれがある。
本発明は上記の問題点を解決するためになされたもので
あり、原子炉格納容器内に局所的に可燃性雰囲気が発生
する可能性が少なく、原子炉格納容器の安全性を保証し
得る可燃性ガス濃度制御装置を提供することを目的とす
る。
〔発明の構成〕
(問題点を解決するための手段) 本発明は仕切壁によって区画形成された上部ドライウェ
ル、下部ドライウェルなどの閉止空間を有する原子炉格
納容器の上部ドライウェル内のガス体を移送する移送配
管と、移送されたガス体に含まれる水素を酸素と再結合
させて処理する水素酸素再結合装置と、水素酸素再結合
装置からの処理ガスを各サプレッションチャンバに還流
させる還流配管とを備える可燃性ガス濃度制御装置にお
いて、上記還流配管から分岐し、流量側mi構を介して
下部ドライウェルなどの閉止空間に処理ガスを供給する
処理ガス供給配管を設けたことを特徴とする。
(作用) 上記構成の可燃性ガス濃度制御装置によれば、水素酸素
再結合装置からの処理ガスをサプレッションチャンバに
還流させる還流配管から分岐し、下部ドライウェルなど
の閉止空間に処理ガスを供給する処理ガス供給配管が設
けられているため、閉止空間において局所的に発生した
可燃性ガスも処理ガスによって十分稀釈される。また処
理ガスの流れに伴って移送される可燃性ガスは順次水素
酸素再結合装置において可燃特性が除去される。
その結果、下部ドライウェルなどの閉止空間における可
燃性ガス濃度を爆発範囲外の濃度に迅速に低減すること
ができる。
従って冷却材喪失事故時の原子炉格納容器の健全性、安
全性を大幅に向上することができる。
(実施例) 以下本発明の実施例について添付図面を参照して課明す
る。
第1図は、本発明に係る可燃性ガス濃度制御装置の一実
施例を示す系統図であり、改良型沸騰水型原子炉(AB
WR)に本発明を適用した実施例を示す。なお第7図に
示す従来例と同一構成要素には同一符号を付して、その
詳細説明は省略する。
改良型沸騰水型原子炉(ABWR)用のドライウェル2
は、一般に上部ドライウェル2aと下部ドライウェル2
bとに分離され、両ドライウェル2a、 2bを連通す
るベント管13を通して、ガス体の移動が可能なように
構成される。
本実施例に係る可燃性ガス濃度制御装置は、仕切壁18
によって区画形成された上部ドライウェル2a、下部ド
ライウェル2bなどの閉止空間を有する原子炉格納容器
1の上部ドライウェル2a内のガス体を移送する移送配
管3と、移送されたガス体に含まれる水素を酸素と再結
合させて処理する水素酸素再結金製@15とを備える。
ここで移送配管3は、上部ドライウェル2aの側壁に設
けた貫通孔19aから導き出され、入口隔離弁17を経
て水素酸素再結合装置15内の入口流量調整弁14に接
続される。なお、水素wi水素結合装置15の構成は第
7図に示す従来例と同一である。
水素酸素再結合装置15の気水分離器8から導き出され
た還流配管11は、第2気水分離器2゜および出口隔離
弁21aを経て、サプレッションチャンバ10側壁に形
成された貫通孔19C゛に接続される。
一方上記還流配管11の第2気水分離器20から分岐し
、流量制御礪構22を介して閉止空間である下部ドライ
ウェル2bに処理ガスを供給する処理ガス供給配管23
が設けられる。この処理ガス供給配管23は流量検出器
24とオリフィス板などで形成した流量制限器25とか
ら成る流量制m機構22および出口隔離弁21bを備え
、上部ドライウェル2a(llI!壁に設けた貫通孔1
9bを貫通し、さらにベント管13を通り、下部ドライ
ウェル2b内に垂下するように配設される。垂下された
処理ガス供給配管23の先端には開口@26が形成され
る。
冷却器7はサプレッションチャンバ10内に貯留されて
いるプール水を冷却水源とし、反応器6から排出される
高1度の処理ガスに直接プール水を噴射して冷却するス
クラバー形式のものが採用される。そのため、冷却器7
の二次側の還流配管11においては、処理ガスと冷却用
プール水とが混合した二相流となっている。そこで、冷
却器の2次側にはこの二相流のうちガス相成分のみを分
離し、その一部を再循環ライン9に送給する気水分離器
8が設けられる。
気水分離器8の2次側には、第2気水分離器20が設け
られ、この第2気水分離器20は還流配管11を流れる
二相流の気水分離を再度実行し、ガス相成分を処理ガス
供給配管23を経由して下部ドライウェル2bに送給す
る一方、液相成分を多量に含有した処理ガスを還流配管
11、出口隔離弁21a、および貫通孔19Cを経由し
てサプレッションチャンバ10に還流するように構成さ
れる。
ここで流m制御21I機構22は、下部ドライウェル2
bとサプレッションチャンバ10とに還流される処理ガ
スの流量バランスを規定値に設定するために設けられ、
流量検出器24の指示値が一定になるように、例えばオ
リフィスを採用した流量制限器25の場合にはオリフィ
スの開口径を所定値に設定して構成される。
次に冷却材喪失事故発生時における本実施例の可燃性ガ
ス濃度制御装置の機能について説明する。
冷却材喪失事故により上部ドライウェル2a内には、炉
水とジルコニウムとの反応により発生した水素ガスが蓄
積すると共に、炉水が上部ドライウェル2a下部に滞留
し、その一部はベント管13内に流入する。
ベント管13は第2図に示す通りの構造となっており、
上部ドライウェル2aからベント管13内に流入した炉
水は矢印A、Bで示す経路でサプレッションチャンバ1
0及び下部ドライウェル2b内に流入する。
下部ドライウェル2b内に流入した炉水27は核分裂生
成物を含んでおり、核分裂生成物から放出される放射線
により炉水が水素と酸素に解離され、発生したガスは下
部ドライウェル2bの気相部へと移行する。
下部ドライウェル2b気相部の容積は、上部ドライウェ
ル2aの気相部の容積より小さいため、上部ドライウェ
ル2aと比較して短時間内に水素・酸素濃度が上界し、
可燃性雰囲気が形成されるおそれがある。
ここで水素酸素再結金製W115を動作させると、上部
ドライウェル2aおよび下部ドライウェル2b内におけ
る水素および酸素を比較的多く含む可燃性ガス体は水素
酸素再結合装置15の反応器6に導入され、ガス体に含
まれる水素−および酸素はここで再結合され、水又は蒸
気に転換される。その結果還流配管11および処理ガス
供給配管23を通る処理ガス中の水素および酸素濃度は
ほぼ零となり、可燃特性は喪失される。
非可燃性の処理ガスは還流配管11を経由してサプレッ
ションチャンバ10に還流される一方、処理ガス供給配
管23を経由して、下部ドライウェル2b内に供給され
、開口端26から噴出する。
閉止空間であるサプレッションチャンバ10および下部
ドライウェル2b内において発生した可燃性ガス体は処
理ガスによって稀釈され、閉止空間内の水素酸素濃度が
爆発限界外の濃度範囲までに迅速に低減される。
このときドライウェル2およびサプレッションチャンバ
10内のガス体の流れ状態は第3図に示す通りである。
下部ドライウェル2b内に供給された処理ガスは矢印A
で示すように下部ドライウェル2bとベント管13とを
連絡する連通孔32を通り、次に矢印Bで示すようにベ
ント管13内に流入し、さらに矢印Eに示すように上部
ドライウェル2aに移動する。
一方矢印Cで示すようにサプレッションチャンバ10に
還流された処理ガスは、内部のガス体を稀釈しながら、
矢印りで示すように真空破壊弁12を通り、ベント管1
3内に流入し、さらに矢印Eで示すように上部ドライウ
ェル2aに移動する。
上部ドライウェル2aに移動した処理ガスは内部のガス
体を稀釈しながら矢印Fで示すように貫通孔19aを通
り再び水素酸素再結合装置15に送給される。
次に本実施例に係る可燃性ガス濃度制御装置の有効性を
、第7図に示した還流配管11をサプレッションチャン
バ10にのみに接続した従来例と比較しつつ、第4図を
参照して説明する。
サプレッションチャンバ10にのみに還流された処理ガ
スを真空破壊弁12を経由して、ドライウェル2に移送
し、その移送された処理ガスによって、下部ドライウェ
ル2b内の可燃性ガス体を稀釈する従来装置と比較して
、本実施例の装置によれば、水素酸素再結合装置15か
らの処理ガスを分岐して直接下部ドライウェル2bに供
給し、法部の可燃性ガス体を稀釈しているため、下部ド
ライウェル2bにおける可燃性ガス濃度を迅速かつ効果
的に降下させることができる。
第4図において下部ドライウェル内の可燃性ガス濃度は
、本実施例によれば、破線で示す従来例と比較して、急
速に低下する。
一方サプレッションチャンバ内の可燃性ガス濃度は、稀
釈用の処理ガスの一部が下部ドライウェル内のガス体の
稀釈に利用されるため、稀釈効果が従来例より若干低下
し、濃度の低下速度が遅くなる。しかし閉止空間となっ
ている下部ドライウェル2bの可燃性ガス濃度の低減に
速効を発揮し、爆発の危険性を解消することができる。
以上の通り本実施例に係る可燃性ガス濃度制御装置によ
れば、下部ドライウェル2b内に開口端26を有する処
理ガス供給配管23を設け、供給された処理ガスによっ
て、下部ドライウェル2b内の可燃性ガスを直接稀釈す
るように構成しているため、冷却材喪失事故時において
、下部ドライウェル2bに炉水が滞留することによって
発生する可燃性ガスが迅速かつ効果的に稀釈され、可燃
性ガス濃度が爆発限界外の濃度に容易に低減される。
従って冷却材喪失事故時の原子炉格納容器1の健全性に
対する信頼性を大幅に向上させることができる。
次に本発明の他の実施例について第5図を参照して説明
する。第5図は改良型沸騰水型原子炉(ABWR)に本
発明を適用した場合を示す断面図であり、第1図に示す
実MVAと比較して21!!ffl制御機構の構成が異
っている。
すなわち第1図に示す実施例の流量制御機構22におい
ては、第2気水分離器20から下部ドライウェル2bへ
戻る処理ガス供給配管23上に流fi M限器25を設
け、その容量をある一定値に固定することにより、下部
ドライウェル2bとサプレッションチャンバ10とに還
流される処理ガスの流量を所定値に設定していた。
一方、第5図に示す実施例において、流量制御機構22
aは、第2気水分離器20から下部ドライウェル2bへ
至る処理ガス供給配管23上に配設され、処理ガスの流
量を検出する流量検出器24aと、処理ガスの圧力を検
出する圧力検出器28と、処理ガス流量を調整する流量
調整弁29と、と、上記流量検出器24aおよび圧力検
出器28からの検出信号によって流分調整弁29の弁開
度を制御する流伍制tm器30とから構成している。
本実施例の流量制御機構22aによれば、第2気水分i
il器20から下部ドライウェル2bに供給される処理
ガスの体積流量は流量検出器24aで検出され、また圧
力は圧力検出器28で検出される。そして双方の検出信
号を受けて流器制御器30は、所定量の処理ガスを供給
するために必要な弁開度を演算する。この弁開度信号は
、例えば電動弁で構成した流量調整弁29に入力され、
この流分調整弁29の開閉動作により、下部ドライウェ
ル2b内に供給される処理ガス量が規定値に自動的に制
御される。
ここで第1図に示す実施例においては、下部ドライウェ
ル2bに供給される処理ガスの流量は、流量制御機構2
2に設けた流量制限器25の容量によって、固定的に設
定されでいる。すなわち処理ガス供給配管23の流路抵
抗は一定であった。
そのため下部ドライウェル2bとサプレッションチャン
バ10との圧力差を生じると処理ガスの円滑な供給、が
阻害される問題点を生じる。
すなわち、可燃性ガス濃度制御装置が動作中に、下部ド
ライウェル2bとサプレッションチャンバ10との間に
圧力差が生じると、第2気水分離器20からの処理ガス
は、より圧力が低い配管系に多く流入し、下部ドライウ
ェル2bとサプレッションチャンバ10とに供給する処
理ガス量のバランスが所定値から偏位するおそれがある
。この偏位幅が極端に増大すると、下部ドライウェル2
bまたはサプレッションチャンバ10内の可燃性ガスの
稀釈作用が阻害され、可燃性ガス濃度が爆発限界範囲に
至る可能性がある。
上記の欠点を改良したものが第5図に示す実施例であり
、第2気水分離器20から下部ドライウェル2bへ供給
される処理ガスの流量を、現状の処理ガスの圧力および
流量の偏位を検出し、その偏位を解消する方向に流分調
整弁29の弁開度を調整することにより、自動的に一定
値に制御する。
その結果、下部ドライウェル2bとサプレッションチャ
ンバ10との間に圧力差が生じた場合でも、双方の閉止
空間に供給する処理ガス流量のバランスが失われるおそ
れがな(、下部ドライウェル2b、?5よびサブレツシ
ョンチ゛ヤンパ10内の可燃性ガスの稀釈作用が阻害さ
れる可能性は少ない。
以上のように本実施例の可燃性ガス濃度制御装四によれ
ば、下部ドライウェル2bなどの閉止空間に供給される
処理ガス流量が、各閉止空間毎に相互に圧力が異る場合
においても流量制御機構22aによって自動的に一定値
に保持することができる。
そのため冷却材喪失事故時に下部ドライウェル2b内に
炉水が侵入し滞留することにより発生する可燃性ガスを
容易迅速に稀釈し、濃度を低減することができる。その
結果、可燃性ガスの爆発がなく、原子炉格納容器1の健
全性維持に対する信頼性を向上させることができる。
次に処理ガス供給配管23の他の構造例を第6図を参照
して説明する。第6図に示す処理ガス供給配管23は、
下部ドライウェル2b側壁内面に沿って垂下され、垂下
された処理ガス供給配管本体側面の軸方向に間隔をおい
て、複数の処理ガス流出孔31が穿設されている。
本実施例によれば、冷却材喪失事故時に炉水27が大量
に下部ドライウェル2b内に流入して処理ガス供給配管
23の先端の開口端26が炉水27中に水没した場合に
おいても、供給された処理ガスは炉水27液面上方の処
理ガス流出孔31h1ら下部ドライウェル2b空間部に
流入することが可能であり、可燃性ガスを稀釈すること
ができる。
〔発明の効果〕
以上説明の通り本発明に係る可燃性ガス濃度制御装置に
よれば、水素酸素再結合装置からの処理ガスをサプレッ
ションチャンバに還流させる還流配管から分岐し、下部
ドライウェルなどの閉止空間に処理ガスを供給する処理
ガス供給配管が設けられているため、下部ドライウェル
などの閉止空間において局所的に発生した可燃性ガスも
処理ガスによって十分稀釈される。また処理ガスの流れ
に伴って、可燃性ガスは順次、水素酸素再結合装置にお
いて可燃特性が除去される。
その結果、下部ドライウェルなどの閉止空間における可
燃性濃度を爆発範囲外の濃度に迅速に低減することがで
きる。従って冷却材喪失事故発生時の原子炉格納容器の
健全性、安全性を大幅に向上することができる。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明に係る可燃性ガス濃度制御袋コの一実施
例を示す系統図、第2図は第1図におけるベント管廻り
の構成を詳細に示す断面図、第3図は本発明の可燃性ガ
ス濃度制御装置の動作時におけるガス体の流れ状態を示
す系統図、第4図は本発明の可燃性ガス濃度制御装置の
動作時における下部ドライウェルおよびサプレッション
チャンバ内の可燃性ガス濃度の時間的変化を示すグラフ
、第5図は本発明の他の実施例を示す系統図、第6図は
処理ガス供給配管の先端部の構造例を示す断面図、第7
図は従来の可燃性ガス濃度制御装置の構成を示す系統図
である。 1・・・原子炉格納容器、2・・・ドライウェル、2a
・・・上部ドライウェル、2b・・・下部ドライウェル
、3・・・移送配管、4・・・ブロア、5・・・加熱管
、6・・・反応器、7・・・冷却器、8・・・気水分離
器、9・・・再循環配管、10・・・サプレッションチ
ャンバ、11・・・還流配管、12・・・真空破壊弁、
12a・・・逆止弁、13・・・ベント管、14・・・
入口流り調整弁、15・・・水素酸素再結合装置、16
・・・炉心、17・・・入口隔離弁、18−・・仕切壁
、19,19a、19b、19C・・・貫通孔、20・
・・第2気水分離器、21.21a、21b・・・出口
隔離弁、22,22a・・・流■制御II機構、23・
・・処理ガス供給配管、24.248・・・流量検出器
、25・・・流量制限器、26・・・開口端、27・・
・炉水、28・・・圧力検出器、29・・・流m調整弁
、30・・・流量制御器、31・・・処理ガス流出孔、
32・・・連通孔。 9b 第2図 第4図 第6図

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、仕切壁によって区画形成された上部ドライウェル、
    下部ドライウェルなどの閉止空間を有する原子炉格納容
    器の上部ドライウェル内のガス体を移送する移送配管と
    、移送されたガス体に含まれる水素を酸素と再結合させ
    て処理する水素酸素再結合装置と、水素酸素再結合装置
    からの処理ガスを各サプレッションチャンバに還流させ
    る還流配管とを備える可燃性ガス濃度制御装置において
    、上記還流配管から分岐し、流量制御機構を介して下部
    ドライウェルなどの閉止空間に処理ガスを供給する処理
    ガス供給配管を設けたことを特徴とする可燃性ガス濃度
    制御装置。 2、流量制御機構は、処理ガスの流量を検出する流量検
    出器と、処理ガスの圧力を検出する圧力検出器と、処理
    ガス流量を調整する流量調整弁と、流量検出器および圧
    力検出器からの検出信号によつて流量調整弁の弁開度を
    制御する流量制御器とから構成した特許請求の範囲第1
    項記載の可燃性ガス濃度制御装置。 3、下部ドライウェルに設けられた処理ガス供給配管は
    、下部ドライウェル内に垂下され、垂下された処理ガス
    供給配管本体側面の軸方向に間隔をおいて複数の処理ガ
    ス流出孔が穿設されてなる特許請求の範囲第1項記載の
    可燃性ガス濃度制御装置。
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