JPH03209193A - 原子炉格納容器ベント装置 - Google Patents
原子炉格納容器ベント装置Info
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- JPH03209193A JPH03209193A JP2002479A JP247990A JPH03209193A JP H03209193 A JPH03209193 A JP H03209193A JP 2002479 A JP2002479 A JP 2002479A JP 247990 A JP247990 A JP 247990A JP H03209193 A JPH03209193 A JP H03209193A
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- 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
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- 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、原子炉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。
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，轟内に蓄積された核分裂生成物（以下ＦＰという
）を環境に放出することを防ｙすることを目的として設
置されている．このような原子炉格納容器を有する原子
力発電所に於いて、現実的には起りにくいことであるが
，異常な事象が発生し原子炉圧力容器内への冷却水の補
給手段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考えられ
ている． これまでの確率論的安全評価の知見から、苛酷事故の流
れは、大きく以下の２つの場合に分けて考えることがで
きる． その１つは、最初に原子炉圧力容器への冷却水の補給手
段が完全に喪失する場合であり、このときによってまず
炉心溶融が発生し、溶融炉心が原子炉圧力容器を溶融貫
通した後ドライウェル内に放出される．その後、溶融炉
心の崩壊熱によって原子炉格納容器内が加圧されるとと
もに、溶融炉？とドライウェル床面を構成するコンクリ
ートとの間に起るコア・コンクリート反応から発生する
Ｃｏ，，Ｈ■等の非凝縮性ガスにより原子炉格納容器は
過圧破損に至り、ＦＰが環境に大量放出されることにな
る． 他の１つは、最初に原子炉格納容器からの除熱機能が完
全に喪失することにより，格納容器の過圧破損がまず起
る場合である。このことによりウェットウェル中の圧力
抑制水が減圧沸膳を起すため、これを水源とする原子炉
圧力容器八の冷却水の補給手段が機能喪失に至り、炉心
溶融が発生する。その後溶融炉心は原子炉圧力容器を貫
通しドライウェルに放出されるが，既に格納容器は過圧
破損しているため、ＦＰが環境に大量放出されることに
なる． 以上のいずれの場合に於いても、原子炉格納容器の過圧
破損を防止することが、ＦＰの環境への大量放出を防止
する上で重要であるため、そのための方法が検討されて
いる。原子炉格納容器の過圧破損を防止するためには、
原子炉格納容器が破損限界圧力に到達する前に、原子炉
格納容器内でのＦＰの減衰効果や圧力抑制水等によるＦ
Ｐの除去効果により放出ＦＰ量を低減した後、原子炉格
納容器内雰囲気ガスを環境へ放出（以下格納容器ベント
という）し、原子炉格納容器内の圧力上昇を抑えること
が必要となる．具体的には、事故発生プラントの原子炉
格納容器と隣接プラントの原子炉格納容器とを接続する
ことにより、事故発生プラント側の原子炉格納容器の圧
力上昇を緩和し、ＦＰを格納容器内に長時間に亘り閉じ
込めておくことにより希ガスを含めた全ＦＰを減衰させ
るとともに，事故発生プラントと隣接プラントの圧力抑
制水によりＦＰを除去し環境へ放出されるＦＰ量を低減
する格納容器ベント装置が考えられている． （発明が解決しようとする課題） 上述の格納容器ベント装置において隣接プラントとの接
続方法に関しては、様々な接続方法が考えられているが
、単一故障基準および格納容器の隔離機能要求等に忠実
に設計を実施すると，弁および配管の物量が多くなり、
現行のプラント設計に大きな影響を与えることになる．
また，隣接プラントヘベントするため、事故プラントか
らＦＰが放出された場合、隣接プラントに汚染が生じる
という問題もある．したがって、現行プラント設計への
影響を最小にし、かつ隣接プラントの汚染を極力防止す
る方向で装置の設計を実施する必要がある． そこで、本発明は複数基立地する原子力発電所における
格納容器ベント装置に関して、単純な構成で隣接プラン
トと接続し隣接プラントの汚染を極力抑えた格納容器ベ
ント装置を提供することを目的とする． 〔発明の構威〕 （課題を解決するための手段） 上記目的を達成するため、本発明に於いては既設の設備
を最大限に利用し、隣接プラントへのベント先をウエッ
トウエル圧力抑制水中とした。
時に，轟内に蓄積された核分裂生成物（以下ＦＰという
）を環境に放出することを防ｙすることを目的として設
置されている．このような原子炉格納容器を有する原子
力発電所に於いて、現実的には起りにくいことであるが
，異常な事象が発生し原子炉圧力容器内への冷却水の補
給手段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考えられ
ている． これまでの確率論的安全評価の知見から、苛酷事故の流
れは、大きく以下の２つの場合に分けて考えることがで
きる． その１つは、最初に原子炉圧力容器への冷却水の補給手
段が完全に喪失する場合であり、このときによってまず
炉心溶融が発生し、溶融炉心が原子炉圧力容器を溶融貫
通した後ドライウェル内に放出される．その後、溶融炉
心の崩壊熱によって原子炉格納容器内が加圧されるとと
もに、溶融炉？とドライウェル床面を構成するコンクリ
ートとの間に起るコア・コンクリート反応から発生する
Ｃｏ，，Ｈ■等の非凝縮性ガスにより原子炉格納容器は
過圧破損に至り、ＦＰが環境に大量放出されることにな
る． 他の１つは、最初に原子炉格納容器からの除熱機能が完
全に喪失することにより，格納容器の過圧破損がまず起
る場合である。このことによりウェットウェル中の圧力
抑制水が減圧沸膳を起すため、これを水源とする原子炉
圧力容器八の冷却水の補給手段が機能喪失に至り、炉心
溶融が発生する。その後溶融炉心は原子炉圧力容器を貫
通しドライウェルに放出されるが，既に格納容器は過圧
破損しているため、ＦＰが環境に大量放出されることに
なる． 以上のいずれの場合に於いても、原子炉格納容器の過圧
破損を防止することが、ＦＰの環境への大量放出を防止
する上で重要であるため、そのための方法が検討されて
いる。原子炉格納容器の過圧破損を防止するためには、
原子炉格納容器が破損限界圧力に到達する前に、原子炉
格納容器内でのＦＰの減衰効果や圧力抑制水等によるＦ
Ｐの除去効果により放出ＦＰ量を低減した後、原子炉格
納容器内雰囲気ガスを環境へ放出（以下格納容器ベント
という）し、原子炉格納容器内の圧力上昇を抑えること
が必要となる．具体的には、事故発生プラントの原子炉
格納容器と隣接プラントの原子炉格納容器とを接続する
ことにより、事故発生プラント側の原子炉格納容器の圧
力上昇を緩和し、ＦＰを格納容器内に長時間に亘り閉じ
込めておくことにより希ガスを含めた全ＦＰを減衰させ
るとともに，事故発生プラントと隣接プラントの圧力抑
制水によりＦＰを除去し環境へ放出されるＦＰ量を低減
する格納容器ベント装置が考えられている． （発明が解決しようとする課題） 上述の格納容器ベント装置において隣接プラントとの接
続方法に関しては、様々な接続方法が考えられているが
、単一故障基準および格納容器の隔離機能要求等に忠実
に設計を実施すると，弁および配管の物量が多くなり、
現行のプラント設計に大きな影響を与えることになる．
また，隣接プラントヘベントするため、事故プラントか
らＦＰが放出された場合、隣接プラントに汚染が生じる
という問題もある．したがって、現行プラント設計への
影響を最小にし、かつ隣接プラントの汚染を極力防止す
る方向で装置の設計を実施する必要がある． そこで、本発明は複数基立地する原子力発電所における
格納容器ベント装置に関して、単純な構成で隣接プラン
トと接続し隣接プラントの汚染を極力抑えた格納容器ベ
ント装置を提供することを目的とする． 〔発明の構威〕 （課題を解決するための手段） 上記目的を達成するため、本発明に於いては既設の設備
を最大限に利用し、隣接プラントへのベント先をウエッ
トウエル圧力抑制水中とした。
具体的には、第１図に示すように、ドライウェル４及び
ウェットウェル５に各々開口部を有する不活性ガス系ド
ライウェル，ウェットウェル側排気配管９，１１と、こ
れらの配管９，１ｌに設置されている空気作動による原
子炉格納容器第一隔離弁１０，ｌ２と、この各々の排気
配管上の原子炉格納容器第一隔離弁の下流を接続する連
結配管１４と，ウェットウェル側排気配管１１の第一隔
離弁１２及び第二隔離弁１３間の配管と直接大気放出口
２０とを接続する放出配管１７と隣接プラントの放出配
管１７上に設置される放出弁１８及びラプチャーディス
ク１９と、ウェットウェルの圧力抑制水中に開口部を有
し原子炉格納容器貫通孔を介して前記不活性ガス系の連
結配管１４上の合流点２２に接続される凝縮配管２１と
隣接プラントの凝縮配管２ｌ上に設置される凝縮配管隔
離弁２４と、この合流点と隣接プラントの当該部分とを
接続する建屋連結配管２３と隣接プラントの配管２３の
二次格納施設内部分に設置される第２の空気作動弁２５
と、二次格納施設外に設置されるめくらフランジ２７と
、前記放出配管１７とドライウェル側排気配管９を接続
する連結配管１４に設置される第１の空気作動弁２６と
を有して成ることを特徴とする格納容器ベント装■を提
供する．（作 用） このように構威された格納容器ベント装竃を有する原子
炉格納容器においては、事故発生プラントの格納容器内
雰囲気ガスをウェットウェル気相部から事故の発生して
いない隣接プラントのウェットウェル圧力抑制水中に直
接導くことができ、その後隣接プラントの格納容器内圧
が上昇した場合には、格納容器内雰囲気ガスをウエット
ウェル気相部から大気放出口へ直接放出することができ
る。さらに、苛酷事故収束過程において事故発生プラン
トのウェットウェル水位が上昇した場合に於いても格納
容器内雰囲気ガスをドライウェルから隣接プラントのウ
ェットウェル圧力抑制水中に直接導くことができる機能
を有している．また，格納容器内雰囲気ガスを環境に放
出する配管と，事故発生プラントの格納器内雰囲気ガス
を隣接プラントの圧力抑制水中に導くための配管と、こ
れらの配管は格納容器を貫通するため格納容器隔離弁が
各々２弁は少なくとも必要となる．これらの必要最小限
の機器のみで本発明は構威されかつ上記の３つの機能を
全て満足している． （実施例） 以下、本発明の第ｌ実施例を第１図を参照して説明する
。第１図において、二次格納施８３，１０３内には原子
炉格納容器２，１０２が収容されており、この原子炉格
納容器２，１０２内には原子炉圧力容器１，１０１が配
設されている．この原子炉格納容器２，１０２は主に２
つに分割され、原子炉格納容器１，１０１を収容する空
間をドライウェル４，１０４とし、圧力抑制水６を収容
する部分をウェットウェル５，１０５としている。この
ドライウェル４，１０４とウェットウェル５，１０５と
はベント管７，１０７によって連通している。前記ウェ
ットウェル５，１０５の上部には事故時に開動作する真
空破壊弁８，１０８が配設されている。
ウェットウェル５に各々開口部を有する不活性ガス系ド
ライウェル，ウェットウェル側排気配管９，１１と、こ
れらの配管９，１ｌに設置されている空気作動による原
子炉格納容器第一隔離弁１０，ｌ２と、この各々の排気
配管上の原子炉格納容器第一隔離弁の下流を接続する連
結配管１４と，ウェットウェル側排気配管１１の第一隔
離弁１２及び第二隔離弁１３間の配管と直接大気放出口
２０とを接続する放出配管１７と隣接プラントの放出配
管１７上に設置される放出弁１８及びラプチャーディス
ク１９と、ウェットウェルの圧力抑制水中に開口部を有
し原子炉格納容器貫通孔を介して前記不活性ガス系の連
結配管１４上の合流点２２に接続される凝縮配管２１と
隣接プラントの凝縮配管２ｌ上に設置される凝縮配管隔
離弁２４と、この合流点と隣接プラントの当該部分とを
接続する建屋連結配管２３と隣接プラントの配管２３の
二次格納施設内部分に設置される第２の空気作動弁２５
と、二次格納施設外に設置されるめくらフランジ２７と
、前記放出配管１７とドライウェル側排気配管９を接続
する連結配管１４に設置される第１の空気作動弁２６と
を有して成ることを特徴とする格納容器ベント装■を提
供する．（作 用） このように構威された格納容器ベント装竃を有する原子
炉格納容器においては、事故発生プラントの格納容器内
雰囲気ガスをウェットウェル気相部から事故の発生して
いない隣接プラントのウェットウェル圧力抑制水中に直
接導くことができ、その後隣接プラントの格納容器内圧
が上昇した場合には、格納容器内雰囲気ガスをウエット
ウェル気相部から大気放出口へ直接放出することができ
る。さらに、苛酷事故収束過程において事故発生プラン
トのウェットウェル水位が上昇した場合に於いても格納
容器内雰囲気ガスをドライウェルから隣接プラントのウ
ェットウェル圧力抑制水中に直接導くことができる機能
を有している．また，格納容器内雰囲気ガスを環境に放
出する配管と，事故発生プラントの格納器内雰囲気ガス
を隣接プラントの圧力抑制水中に導くための配管と、こ
れらの配管は格納容器を貫通するため格納容器隔離弁が
各々２弁は少なくとも必要となる．これらの必要最小限
の機器のみで本発明は構威されかつ上記の３つの機能を
全て満足している． （実施例） 以下、本発明の第ｌ実施例を第１図を参照して説明する
。第１図において、二次格納施８３，１０３内には原子
炉格納容器２，１０２が収容されており、この原子炉格
納容器２，１０２内には原子炉圧力容器１，１０１が配
設されている．この原子炉格納容器２，１０２は主に２
つに分割され、原子炉格納容器１，１０１を収容する空
間をドライウェル４，１０４とし、圧力抑制水６を収容
する部分をウェットウェル５，１０５としている。この
ドライウェル４，１０４とウェットウェル５，１０５と
はベント管７，１０７によって連通している。前記ウェ
ットウェル５，１０５の上部には事故時に開動作する真
空破壊弁８，１０８が配設されている。
前記ドライウェル４，１０４には不活性ガス系ドライウ
ェル側排気配管（以下ドライウェル側排気配管と呼ぶ）
９，１．０９がドライウェル第１隔離井１０を介して接
続されている。また前記ウェットウェル６，１０６の気
相部には不活性ガス系ウエットウエル側排気配管（以下
ウエットウェル側排気配管と呼ぶ） １１，１１１がウ
ェットウェル第１隔離弁１２，１１２および第２隔離弁
１３，１１３を介して接続されており、他端は前記二次
格納施設内に開放されている。前記ウェットウェル６，
１０６の圧力抑制水６，１０６中に一端を開放した凝縮
配管２１，１２１は凝縮配管隔離弁２４， １２４を介
してドライウェル側排気配管９ ，１０９に接続されて
いる。このドライウエル側排気配管９，１０９と前記ウ
ェットウェル側排気配管１１，１１１の第ｌ隔離弁１２
，１１２と第２隔離弁１３，１１３との間は第１の空気
作動弁２６ ， １２６を介して連結配管１４，１１４
によって連結されている。この連結配管１４，１１４は
さらに放出弁１８，１１８、ラプチャーディスク１９，
１１９を介して大気放出口である排気塔２０，１２０へ
気体を導ひく放出配管１７，１１７に接続されている．
そして，各プラントの前記ドライウェル側排気配管９，
１０９の他配管との接続部２２，１２２は第２の空気作
動弁２５，１２５およびめくらフランジ２７， １２７
を介して建屋この合流点２８によって接続されている．
以上の構成において．苛酷事故が原子炉格納容器２内で
発生し格納容器が加圧されている状態を想定して実施例
の作用を説明する．苛酷事故発生後，格納容器ベントを
実施することが判断されると、まずめくらフランジ２７
．１２７を取り外し建屋連轄配管２８を接続する．原子
炉格納容器圧力高あるいは原子炉格納容器内放射能高の
原子炉格納容器隔離信号により図中の隔離弁，空気作動
弁はすべて閉止される．このため、ウェットウェル第１
隔離弁１２、第１・第２空気作動弁２６， ２５、隣接
プラントの第２・第１空気作動弁１２５， １２４を順
次手動操作により開弁ずる．これにより原子炉格納容器
２のドライウェル４中の雰囲気ガスは、ベント管７を介
してウェットウェル５の圧力抑制水６中を上昇しＦＰが
ある程度除去された後（以後スクラビングという）、不
活性ガス系ウエットウエル側排気配管ｌ１．連結配管ｌ
４及び建屋達終配管２８を介して隣接プラントに導かれ
凝縮配管１２１を経てウェットウェル１０５の圧力抑制
水１０６中に直接放出される。この放出された事故プラ
ントの格納容器内雰囲気ガスは再度スクラビングを受け
隣接プラントのウェットウェル１０５の気相部に移行す
る．このため、気相部の圧力が上昇し真空破壊弁１０８
が作動するため、ウェットウェル気相部に蓄積した雰囲
気ガスはドライウェル１０４に流入する．このようにし
て、事故発生プラントの格納容器内雰囲気ガスが、隣接
プラントのドライウエルに放出されることにより事故発
生プラントの格納容器内圧の上昇は緩和され、事故発生
プラントの格納容器の過圧破損が防止される。また、こ
のとき事故発生プラントの格納容器内雰囲気ガスが高濃
度のＦＰを含んでいたとしても、事故の起つたていない
隣接プラントのドライウェル１０４に放出される雰囲気
ガスは、圧力抑制水６，１０６により２度スクラビング
を受けるため、雰囲気ガス中の粒子状ＦＰ濃度は低く、
隣接プラントのドライウエル１０４内のＦＰによる汚染
を極めて低く抑えることができる．そして十分な時間を
経た後，隣接プラントの格納容器内圧が上昇しベント圧
力以上に達した場合には，不活性ガス系のウエットウエ
ル側排気配管１１１に配設されたウエットウエル第１隔
離弁１１２を開弁じ，ウェット側排気配管１１１から分
岐し大気放出口（排気塔） １２０に開弄される耐圧の
強化された放出配管１１７に配設された放出弁１１８を
開弁ずる．放出配管１１７上のラプチャーディスク１１
９は格納容器ベント圧力以上で破損するように設計され
ているため、ウェットウェル１０５の気相部と大気放出
口１２０が連絡され、ドライウェル１０４の雰囲気ガス
はベント管１０７より圧力抑制水１０６中でさらにスク
ラビングを受けた後ウエットウエル気相部から大気放出
口（排気塔）１２０へ直接放出される．この場合環境に
放出されるＦＰはドライウエル１０４内で長時間滞留し
て十分減衰していること及び圧力抑制水１０６によりさ
らにスクラビングを受けるため，その量は極めて低く抑
えることができる． また、苛酷事故の収束の過程で事故発生プラントのウェ
ットウェル水位が上昇しウェットウェル側排気配管１ｌ
が水没し格納容器のベントが実施できなくなる場合があ
る．このような場合には、ウェットウェル第１隔離弁１
２を閉止しドライウエル第１隔離弁１０を開弁ずること
により、事故発生プラントの格納容器内雰囲気ガスをド
ライウエル側排気配管９より隣接プラントのウエットウ
エル圧力抑制水中に直接導くことができる。尚、建屋こ
の合流点２８については、経済性及びプラント設計八の
影響を考慮して土中埋設方式も含めて適切な方法で設置
されるものとする。
ェル側排気配管（以下ドライウェル側排気配管と呼ぶ）
９，１．０９がドライウェル第１隔離井１０を介して接
続されている。また前記ウェットウェル６，１０６の気
相部には不活性ガス系ウエットウエル側排気配管（以下
ウエットウェル側排気配管と呼ぶ） １１，１１１がウ
ェットウェル第１隔離弁１２，１１２および第２隔離弁
１３，１１３を介して接続されており、他端は前記二次
格納施設内に開放されている。前記ウェットウェル６，
１０６の圧力抑制水６，１０６中に一端を開放した凝縮
配管２１，１２１は凝縮配管隔離弁２４， １２４を介
してドライウェル側排気配管９ ，１０９に接続されて
いる。このドライウエル側排気配管９，１０９と前記ウ
ェットウェル側排気配管１１，１１１の第ｌ隔離弁１２
，１１２と第２隔離弁１３，１１３との間は第１の空気
作動弁２６ ， １２６を介して連結配管１４，１１４
によって連結されている。この連結配管１４，１１４は
さらに放出弁１８，１１８、ラプチャーディスク１９，
１１９を介して大気放出口である排気塔２０，１２０へ
気体を導ひく放出配管１７，１１７に接続されている．
そして，各プラントの前記ドライウェル側排気配管９，
１０９の他配管との接続部２２，１２２は第２の空気作
動弁２５，１２５およびめくらフランジ２７， １２７
を介して建屋この合流点２８によって接続されている．
以上の構成において．苛酷事故が原子炉格納容器２内で
発生し格納容器が加圧されている状態を想定して実施例
の作用を説明する．苛酷事故発生後，格納容器ベントを
実施することが判断されると、まずめくらフランジ２７
．１２７を取り外し建屋連轄配管２８を接続する．原子
炉格納容器圧力高あるいは原子炉格納容器内放射能高の
原子炉格納容器隔離信号により図中の隔離弁，空気作動
弁はすべて閉止される．このため、ウェットウェル第１
隔離弁１２、第１・第２空気作動弁２６， ２５、隣接
プラントの第２・第１空気作動弁１２５， １２４を順
次手動操作により開弁ずる．これにより原子炉格納容器
２のドライウェル４中の雰囲気ガスは、ベント管７を介
してウェットウェル５の圧力抑制水６中を上昇しＦＰが
ある程度除去された後（以後スクラビングという）、不
活性ガス系ウエットウエル側排気配管ｌ１．連結配管ｌ
４及び建屋達終配管２８を介して隣接プラントに導かれ
凝縮配管１２１を経てウェットウェル１０５の圧力抑制
水１０６中に直接放出される。この放出された事故プラ
ントの格納容器内雰囲気ガスは再度スクラビングを受け
隣接プラントのウェットウェル１０５の気相部に移行す
る．このため、気相部の圧力が上昇し真空破壊弁１０８
が作動するため、ウェットウェル気相部に蓄積した雰囲
気ガスはドライウェル１０４に流入する．このようにし
て、事故発生プラントの格納容器内雰囲気ガスが、隣接
プラントのドライウエルに放出されることにより事故発
生プラントの格納容器内圧の上昇は緩和され、事故発生
プラントの格納容器の過圧破損が防止される。また、こ
のとき事故発生プラントの格納容器内雰囲気ガスが高濃
度のＦＰを含んでいたとしても、事故の起つたていない
隣接プラントのドライウェル１０４に放出される雰囲気
ガスは、圧力抑制水６，１０６により２度スクラビング
を受けるため、雰囲気ガス中の粒子状ＦＰ濃度は低く、
隣接プラントのドライウエル１０４内のＦＰによる汚染
を極めて低く抑えることができる．そして十分な時間を
経た後，隣接プラントの格納容器内圧が上昇しベント圧
力以上に達した場合には，不活性ガス系のウエットウエ
ル側排気配管１１１に配設されたウエットウエル第１隔
離弁１１２を開弁じ，ウェット側排気配管１１１から分
岐し大気放出口（排気塔） １２０に開弄される耐圧の
強化された放出配管１１７に配設された放出弁１１８を
開弁ずる．放出配管１１７上のラプチャーディスク１１
９は格納容器ベント圧力以上で破損するように設計され
ているため、ウェットウェル１０５の気相部と大気放出
口１２０が連絡され、ドライウェル１０４の雰囲気ガス
はベント管１０７より圧力抑制水１０６中でさらにスク
ラビングを受けた後ウエットウエル気相部から大気放出
口（排気塔）１２０へ直接放出される．この場合環境に
放出されるＦＰはドライウエル１０４内で長時間滞留し
て十分減衰していること及び圧力抑制水１０６によりさ
らにスクラビングを受けるため，その量は極めて低く抑
えることができる． また、苛酷事故の収束の過程で事故発生プラントのウェ
ットウェル水位が上昇しウェットウェル側排気配管１ｌ
が水没し格納容器のベントが実施できなくなる場合があ
る．このような場合には、ウェットウェル第１隔離弁１
２を閉止しドライウエル第１隔離弁１０を開弁ずること
により、事故発生プラントの格納容器内雰囲気ガスをド
ライウエル側排気配管９より隣接プラントのウエットウ
エル圧力抑制水中に直接導くことができる。尚、建屋こ
の合流点２８については、経済性及びプラント設計八の
影響を考慮して土中埋設方式も含めて適切な方法で設置
されるものとする。
次に第２の実施例に関して第２図に基づき説明する．ま
ず、第２図において、第１図と同一部分には同一符号を
付しその部分の構成の説明は省略する。本実施例は新た
に設置する事故発生プラントの格納容器雰囲気ガスを他
プラントの圧力抑制水中に導く配管の原子炉格納容器貫
通孔が、ウエットウェル側に存在せずドライウエル側に
のみ存在するプラントに適用されるものである。第１の
実施例と異なる点は、事故プラントの格納容器雰囲気ガ
スを他プラントの圧力抑制水１０６に導く凝縮配管３１
，１３１が，ドライウエル４，１０４を経由してベント
管３０，１３０に挿入もしくは結合される点にある．こ
の場合においても事故発生プラントの格納容器内雰囲気
ガスは隣接プラントの圧力抑制水６，１０６中に直接導
かれ実施例１と同様の機能が期待される。
ず、第２図において、第１図と同一部分には同一符号を
付しその部分の構成の説明は省略する。本実施例は新た
に設置する事故発生プラントの格納容器雰囲気ガスを他
プラントの圧力抑制水中に導く配管の原子炉格納容器貫
通孔が、ウエットウェル側に存在せずドライウエル側に
のみ存在するプラントに適用されるものである。第１の
実施例と異なる点は、事故プラントの格納容器雰囲気ガ
スを他プラントの圧力抑制水１０６に導く凝縮配管３１
，１３１が，ドライウエル４，１０４を経由してベント
管３０，１３０に挿入もしくは結合される点にある．こ
の場合においても事故発生プラントの格納容器内雰囲気
ガスは隣接プラントの圧力抑制水６，１０６中に直接導
かれ実施例１と同様の機能が期待される。
このような原子炉格納容器を有する原子力発電プラント
に於いて、苛酷事故が発生し原子炉格納容器内の圧力が
上昇しＦＰが格納容器内に放出される場合，隣接プラン
トの原子炉格納容器の自由空間体積を当該プラントの原
子炉格納容器の内圧上昇の緩和に利用し希ガスを含む全
てのＦＰの減衰を行うことができる。また、ＦＰを含む
ガスは事故発生プラントと隣接プラントの圧力抑制水に
よるスクラビングを受けるため、環境へ放出されるＦＰ
量は極めて低く抑えることができる．この結果苛酷事故
時に、格納容器の過圧破損を防止するとともに、ＦＰの
環境への大量放出を防止することが可能となる。このよ
うな効果を必要最小限の弁及び配管構成で達成しかつ隣
接プラントのドライウエル内の汚染を極力低く抑えるこ
とを可能とする格納容器ベント設備を提供することがで
きる。このことは格納容器ベント設備の経済性及び隣接
プラントの財産保護の観点から非常に有益な効果をもた
らす．
に於いて、苛酷事故が発生し原子炉格納容器内の圧力が
上昇しＦＰが格納容器内に放出される場合，隣接プラン
トの原子炉格納容器の自由空間体積を当該プラントの原
子炉格納容器の内圧上昇の緩和に利用し希ガスを含む全
てのＦＰの減衰を行うことができる。また、ＦＰを含む
ガスは事故発生プラントと隣接プラントの圧力抑制水に
よるスクラビングを受けるため、環境へ放出されるＦＰ
量は極めて低く抑えることができる．この結果苛酷事故
時に、格納容器の過圧破損を防止するとともに、ＦＰの
環境への大量放出を防止することが可能となる。このよ
うな効果を必要最小限の弁及び配管構成で達成しかつ隣
接プラントのドライウエル内の汚染を極力低く抑えるこ
とを可能とする格納容器ベント設備を提供することがで
きる。このことは格納容器ベント設備の経済性及び隣接
プラントの財産保護の観点から非常に有益な効果をもた
らす．
Claims (1)
- 複数プラントが立地する原子力発電所に於いて、原子炉
圧力容器と、この原子炉圧力容器を格納する原子炉格納
容器と、この原子炉格納容器をとり囲む二次格納施設と
、前記原子炉格納容器の内部上部に形成され原子炉圧力
容器を収容するドライウェルと原子炉圧力容器下方に収
容された圧力抑制水を内包するウェットウェルと、前記
ドライウェル及びウェットウェルに各々開口部を有する
ドライウェル側排気管及びウェットウェル側排気配管と
、この各々の排気配管に設置されるドライウェル第１隔
離弁およびウェットウェル第１隔離弁と、ドライウェル
及びウェットウェル側排気配管の各々第１隔離弁の下流
側を接続する連結配管と、ウェットウェル側排気配管と
ウェットウェル第１隔離弁及びこのウェットウェル第１
隔離弁の下流に配設された第２隔離弁間の配管と大気放
出口とを接続する放出配管と、この放出配管に設置され
た放出弁及びラプチャーディスクと、前記ウェットウェ
ル内に収容された圧力抑制水中に開口部を有し原子炉格
納容器貫通孔を介して前記ドライウェル側排気配管に接
続される凝縮配管と、この凝縮配管に設置される凝縮配
管隔離弁と、この合流点と隣接プラントの当該部分とを
接続する建屋連絡配管と、この建屋連絡配管の二次格納
施設内部分に設置される第２の空気作動弁と、この二次
格納施設外に設置されるめくらフランジと、前記放出配
管とドライウェル側排気配管を接続する連結配管設置さ
れる第１の空気作動弁とを有して成ることを特徴とする
原子炉格納容器ベント装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2002479A JP2868819B2 (ja) | 1990-01-11 | 1990-01-11 | 原子炉格納容器ベント装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2002479A JP2868819B2 (ja) | 1990-01-11 | 1990-01-11 | 原子炉格納容器ベント装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH03209193A true JPH03209193A (ja) | 1991-09-12 |
| JP2868819B2 JP2868819B2 (ja) | 1999-03-10 |
Family
ID=11530481
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2002479A Expired - Fee Related JP2868819B2 (ja) | 1990-01-11 | 1990-01-11 | 原子炉格納容器ベント装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2868819B2 (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP1122743A1 (en) * | 2000-01-24 | 2001-08-08 | General Electric Company | Systems and methods for maintaining integrity of a primary containment vessel in a nuclear reactor |
| CN101777392B (zh) | 2009-11-17 | 2012-10-10 | 华北电力大学 | 一种超临界co2核电站事故缓冲脱除装置 |
-
1990
- 1990-01-11 JP JP2002479A patent/JP2868819B2/ja not_active Expired - Fee Related
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP1122743A1 (en) * | 2000-01-24 | 2001-08-08 | General Electric Company | Systems and methods for maintaining integrity of a primary containment vessel in a nuclear reactor |
| CN101777392B (zh) | 2009-11-17 | 2012-10-10 | 华北电力大学 | 一种超临界co2核电站事故缓冲脱除装置 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2868819B2 (ja) | 1999-03-10 |
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Legal Events
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|---|---|---|---|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |