JPH0551114B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 この発明は原子炉建屋の中に設けられたプレス
トコンクリート圧力容器（以下略してPCRVと記
す）の圧力に関する安全性を高め、放射能が原子
炉の周囲に漏出するのを防止する方法と装置に関
する。

〔従来の技術〕

周知の原子力発電所THTR−300に於ては、正
常運転状態及び軽い非正常運転状態に際し、
PCRV及び放射能を有する環流路から漏洩した冷
却ガスは、送風機を備えた環流装置及びフイルタ
装置を経て煙突から排出される。

西独特許DE−PS3212265明細礎には、原子炉
装置の建屋から放射能を除去する方法が開示され
ている。該原子炉装置はガス冷却式の高温原子
炉、フイルタ装置、排出用の送風機及び煙突を有
し、平常運転時に生ずる冷却ガスの漏出を排出す
る流路設けられている。１次循環路から多量の冷
却ガスが漏出したとき、原子炉建屋の圧力低下を
確実に行ない、漏出した上記冷却ガスをフイルタ
して外部に排出する周知の方法は次のごとくであ
る。すなわち、故障を生じ、そのために冷却ガス
の著しい漏洩が行なわれると、通常の排出管路は
逆止弁の作用によつて自動的に閉鎖され、原子炉
建屋の中の圧力が所定の値を越えると、上記排出
管路すなわち第１の排出管路とほぼ平行に延出す
る第２の排出管路は自動的、又は手動操作によつ
て開かれる。又上記第２の排出管路の中には、ガ
ス状の核分裂生成物及び浮遊物を沈積させるため
の熱分解装置が設けられている。

〔発明が解決するべき問題点〕

本発明は上記従来技術を出発点として得られた
もので、解決しようとする問題点は、発明の詳細
な説明の頭初に記載された構成を有する原子炉装
置に適用され、過大な圧力負荷に十分耐えられる
原子炉用のPCRVを保護する方法と装置を提供す
ることにある。

〔問題点を解決する手段〕

上述の問題点を解決するために、この発明は次
の方法をとり、かつこの方法を行なう装置を用い
る。上記方法とは次の如くである。

すなわちPCRVの内部にガス冷却式の高温原子
炉と、蒸気発生器と、送風機を収容するととも
に、原子炉建屋の中に、ガス清浄装置と、該ガス
清浄装置と連結された冷却ガスを収容するタンク
と、フイルタ装置を介して煙突に結合される環流
装置を有し、放射能が外部に漏出するのを阻止す
る、原子炉建屋の中に配置されたPCRVの安全を
高めるために、次に示す特徴ある方法を用いる。
すなわち、PCRVの中に圧力上昇を生じた時、該
圧力容器は、先ずガス清浄装置と送風機を介して
冷却ガスを冷却ガス収容するタンクに送りこみ、
上記圧力が所定の第１の圧力を越えて上昇する
と、冷却ガスによつて通常運転時には閉鎖してい
る安全弁と逆止め弁を備えてPCRVから延出する
排出管路は少くとも自動的に開放され、冷却ガス
は上記ガス清浄装置をバイパスして冷却ガス用の
上記タンクの中に送り込まれPCRV内の圧力の低
下が行なわれる。PCRV内の圧力が所定の上記第
１の圧力を越えて更に第２の所定圧力以上になる
と、該圧力は安全弁と逆止め弁の間で排出管路に
接続されて平常時には破裂式の安全板によつて閉
鎖されている流管を介して環流装置の中に送り込
まれ（このとき安全板は流通可能の状態となつて
いる）、上記タンクは逆止め弁によつて空になら
ぬように保持されている。

上記説明による本発明の効果は後に〔この発明
の効果〕の項に記載されているが、なお詳細な構
成とその効果についての説明を以下に附記する。

すなわちこの発明に関し、PCRVに少くとも１
個の安全弁作用の冗長性を増すために使用し、こ
の安全弁によつてPCRV内の圧力上昇が所定値に
達したとき漏出する冷却ガスの排出を行なう技術
が提案されていた。この場合上記冷却ガスの排出
はフイルタ及び送風機を備えた排出用の管路を経
て直接に行なわれるか（第１の場合と記す）、又
上記安全弁によつて原子炉建屋の中に放出され、
このとき冷却ガスは部分的に空気と混合され、つ
いにはフイルタ装置を経て煙突に導かれる（第２
の場合と記す）。

しかし上記第１の場合には、約250〜350℃の混
合されない高温度の冷却ガスが、放射能の漏出を
阻止するフイルタ装置に損傷を与え、そのため
に、フイルタされない冷却ガスが外部に放出され
るという危険が生じ、第２の場合には、原子炉の
全建屋が冷却ガスの作用を受け、そのためにたと
えば修理のために人が原子炉建屋の中に立入るこ
とは不可能となという欠点を生じた。

本発明の方法及び装置は上記欠点を回遊する機
能を有し、又安全弁が開状態のままとなつたとき
にも、１次循環路が空の状態となつて故障が拡大
されることはない。従つてタンクに収容され、安
全弁を通して漏出した冷却ガス（ヘリウム）は失
われず、その結果経済面での損害は少く、又冷却
ガスを充填するために、原子炉を長期間停止させ
る必要性が生ずることはない。冷却ガス用のタン
クは内部に該冷却ガスを受入れるように形成さ
れ、ここに冷却ガスを畜えておくために用いられ
るものでないので、１次循環路に冷却ガスの充填
が行なわれると、冷却用のタンクは直ちに使用す
ることができる。

又、この発明の上記方法を実施する装置は次の
ように形成される。すなわち、それぞれの排出管
路に設けられた安全弁は、PCRVの近接場所に取
付けられ、安全弁とPCRVとの間の管路は傷害を
受けるのを少くするために被覆されている。

又各排出管路に対する抽気部は、１次循環路の
蒸気発生器の出口とこれに対応する送風機の入口
の間に設けられるのが好ましい。このようにする
と、安全弁に向かうガス流は常に、蒸気発生器の
高温の表面を流れ、核分裂生成物の多くの部分は
蒸気発生器の比較的低温の管上のに堆積する。又
その他、ガスの冷却も行なわれる。排出管路は
PCRVから下方に延出するように設けられてい
る。

この発明の装置には、破裂式の安全弁と直列に
接続された閉止弁が取付けられている。該閉止弁
は平常運転時には開状態になるように定められ、
手動操作によるか又は印加される圧力が所定の最
低圧力以下になるときにのみ閉鎖される。この閉
止弁の作用により、１次循環路は再び閉じ込まれ
た状態となる。

更にこの発明のガス清浄装置はPCRVの内部と
冷却ガス循環路を介して結合される。該循環路に
は送風機と、PCRVを閉鎖するための冗長性を附
された閉止弁が取付けられている。

本発明の装置に属する環流装置には送風機と冷
却機が設けられ、排気管路（該環路には前述のフ
イルタ装置の他に送風機が設けられている）を介
して排出用の煙突に結合されている。上記排出管
路に接続された管路は、流れ方向に見て冷却機の
前側に於て環流装置に接続される。従つて核分裂
生成物は冷却機の上に堆積される。

排気管路とほぼ平行に、原子炉建屋のために圧
力負荷を軽減する手段が設けられており、上記手
段は少くとも１個の逆止め弁又はルーバ弁から形
成されている。

高温ガス（時には500℃以上になることもある）
が流入する際に、冷却ガス用のタンクの温度上昇
が過大になるのを回避するために、複数個のタン
クは直列に接続されるのが好ましく、又第１のタ
ンク内に熱エネルギを蓄積する詰め物を堆積させ
るのが好ましい。上記詰め物としてはグラフアイ
ト球又は鋼球を用いることができる。上記の措置
によつて、冷却ガス用のタンクを印加される熱負
荷に対して十分に耐えるように設計することがで
きる。

〔実施例〕

次に添付した配管図に従つてこの発明の方法と
装置を説明する。図に於て、プレストレストコン
クリート圧力容器すなわちPCRV１は内部に高温
原子炉２を収容し、その炉心には冷却ガスである
ヘリウムが上から下に向けて流されている。又高
温原子炉２の内部には複数個の蒸気発生器３及び
該蒸気発生器に対応する送風機４が配設されてい
る（図には両者３及び４は１個ずつ画かれてい
る）。図の５はPCRV１を収容する原子炉建屋で
あるが、図面を簡単にするために一部のみが示さ
れている。

ガス清浄装置６は冷却ガス循環路７によつて
PCRV１の内部に連絡される。ガス循環路７に
は、冗長性を有して作動する２個の閉止弁１０，
１１及び送風機９が設けられ、冷却ガスは上記送
風機により、高温原子炉２の１次循環路１２から
送られる冷却ガスを一時的に収容する多くのタン
ク８から成るガス収容装置に送られる。タンク８
は直列に接続され、第１のタンク８には熱エネル
ギを吸収する詰物１３たとえば黒鉛又は鋼製の球
の堆積が形成されている。図の送風機１４は必要
に応じてタンク８内の冷却ガスを、再び上記高温
原子炉２の１次循環路１２に送り返すことができ
る。ガス清浄装置６とタンク８と環流装置１５
は、原子炉建屋５の中に収容され、環流装置１５
には送風機１６、冷却機１７及び配管系１８が含
まれている。排気管路１９にはフイルタ装置２１
及び送風機２２を備え、環流装置１５は該排気管
路１９を介して、排気用の煙突２０に接続され
る。又上記排気管路１９と平行に、逆止め弁２４
を備えた放出管路２３が設けられ、この放出管路
２３も煙突２０に連通している。

ガス循環路７と並列に、ガス清浄装置７と送風
機９をバイパスする排出管路２５が設けられ、該
排出管路２５はPCRV１の内部とタンク８を連結
する。又上記排出管路２５には安全弁２６と逆止
め弁２７が含まれている。安全弁２６はPCRV１
のすぐ近い場所に配置され、PCRV１と安全弁２
６間の管路部分２５ａには、事故防止用の被覆が
施されている。

排出管路２５の抽気部２８は、１次循環路１２
の中に於て蒸気発生器３の出口と送風機４の間に
設けられる。排出管路２５は下方に延びてPCRV
１の外に出て安全弁２６に至る。安全弁に向かつ
て流れる冷却ガスは、常に蒸気発生器３の高温度
の表面をすぎて流れ、１次循環路１２の中の核分
裂生成物の多くの部分は、冷却されて比較的低温
度にある蒸気発生器の管の上に堆積する。

安全弁２６と逆止め弁２７の中間の位置から接
続管路２９が分岐し、該接続管路２９は前記環流
装置１５に連通され、その結合は冷却機１７の前
方位置に於て行なわれ、ここには核分裂生成物の
堆積が生ずる。接続管路２９には閉止弁３１と直
列に接続され、高圧力の印加に際して破れる板を
用いた安全板（Berstseheibe）３０が設けられ、
該安全板３０は通常運転時には開状態にある閉止
弁３１と直列に接続されている。上記閉止弁３１
は所定圧力、たとえば５バール以下の圧力では、
手動操作によつてのみ閉鎖できるにすぎない。

次にこの発明の装置及びその作用について説明
する。PCRV１に故障を生じ、次循環路１２の圧
力が上昇したとき、ガス清浄装置６と送風機９を
備えた冷却ガス循環路７を介して冷却ガスがタン
ク８に流れ、PCRV１の圧力の降下が行なわれ
る。

ガス清浄装置６に故障を生じたり、又は閉止弁
１０及び１１が閉鎖したままであつて、上記の圧
力低下動作が行なわれないときは、安全弁２６に
印加される圧力が上昇し、この上昇が所定の値を
越えたときには、開状態にある逆止め弁２７が動
作し、該弁２７を介して、タンク８内に冷却ガス
が直接放出されPCRV１の圧力低下が実現する。

PCRV１内の圧力が更に上昇すると、安全板３
０による安全の確保が行なわれる。すなわちこの
とき、安全板３０の作動によつて冷却ガスが環流
装置１５の中に流入する。しかしすでに冷却ガス
が充満されたタンク８は、逆止め弁２７の作用に
よつて空状態となることはない。安全弁２６の動
作圧力はPCRV１の設計圧力と等しく形成され、
安全板３０の動作圧力は上記設計圧力の約10％増
しの圧力に定められている。それは、この圧力は
仮想的な事故に於てはなお生ずるからである。接
続管路２９に安全板３０を使用することは必要こ
とである。それは、上記動作圧力は装置を長期間
全面的に停止し、残留発熱の除去が開始されると
きのみ生ずる圧力で、そのためにPCRVが長期間
にわつたて損障を受けるからである。PCRV１の
上記高圧による損傷を回避するために、１次循環
路１２の圧力を大巾に低下させること有意義であ
り、かつ必要である。閉止弁３１の作用により１
次循環路１２は再び閉鎖される。

複数個のタンク８がたとえば約150乃至200バー
ルの圧力に設計されており、該タンク８がすべて
の冷却ガスを収容可能である場合には、該タンク
８内の冷却ガスは１次循環路の約25乃至33％の自
由容積を有する。すなわち、冷却ガスをタンク８
の中に流入させることにより、圧力上昇を生ずる
故障が１次循環路に生じても、放射能の漏出が発
生することはない。

次に特に、残留発熱除去装置及びライナ冷却装
置が故障して、１次循環路１２の温度が上昇し、
圧力の上昇が生ずるという仮想的の事故を考え
る。冷却ガスの圧力がたとえば50バールであると
きは、安全弁２６は55バール以上、安全板３０は
60バール以上に調整され、従つて発生し得る圧力
上昇はPCRV１とタンク８を結合するシステムの
定常運転圧力の約1.6倍（この値は60／50×1.33とい う式によつて算出された）となる。定常運転時の
ほぼ1.6倍の圧力上昇を来たした結果生ずる１次
循環路１２の温度に基づいて全ての残留発熱はラ
イナ冷却システムを介して容易に送出される。上
記の作用によつて仮想される広い範囲の故障に於
て、放射能が外部に漏出することはない。

又更に、故障時の動作に於て、安全弁２６が誤
つた動作によつて開放状態のままとなつたときに
も、この発明を用いた原子炉装置はほぼ不都合な
影響を受けることなしに規定通りに運転を開始
し、そのとき核分裂生成物を漏出することはない
という効果を得ることができる。

又発生の確率が非常に少いと考えられる次の場
合、すなわち残留発熱除去装置およびライナ冷却
装置が長期間停止した場合に於ては、圧力は安全
板３０の動作圧力に達し、PCRV１の内部圧力
は、環流装置１５及び排気管路１９の動作により
更に低下される。すでに記載したように、閉止弁
は通常運転時には開状態に維持され、所定の最小
圧力となつたときにのみ閉鎖状態に変換される。

〔この発明の効果〕

この発明の効果は、先ず放射能の漏出を阻止す
るフイルタ装置が、混合されない高温度の冷却ガ
スによつて損傷を受けることなく、フイルタ作用
を受けない冷却ガスが外周に放出されないこと、
PCRV内の圧力の許容値以上の上昇が阻止される
こと、原子炉建屋全体が冷却ガスの作用を受け
て、該原子炉建屋にはいれなくなるという不都合
を生じないこと、その他PCRV内に設けられた安
全弁が開状態になるという故障を生じ第１次環路
が空になるという不都合が生じないこと、及び冷
却ガス用タンク内に収容された冷却ガス（ヘリウ
ム）は、漏出することなく、従つて経済的損失を
僅少にすることができること、及び事故の発生を
減少させて原子炉装置の安全性を高めることが可
能であること、である。

【図面の簡単な説明】

明細書に添付された唯一の図面は、この発明の
方法と装置を説明するために示す管路図である。 １……プレストレストコンクリート圧力容器
（PCRV）、３……蒸気発生器、４……送風機、５
……原子炉建屋、６……ガス清浄装置、７……冷
却ガス循環路、８……タンク、９……送風機、１
０……閉止弁、１１……閉止弁、１２……１次循
環路、１３……詰め物、１４……送風機、１５…
…環流装置、１６……送風機、１７……冷却機、
１９……排気管路、２０……煙突、２３……放出
管路、２４……逆止め弁、２５……排出管路、２
５ａ……管路部分、２６……安全弁、２７……逆
止め弁、２８……抽気部、３０……安全弁、３１
……閉止弁。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ プレストレストコンクリート圧力容器の内部
   にガス冷却式の高温原子炉と、蒸気発生器と、送
   風機を収容するとともに、原子炉建屋の中に、ガ
   ス清浄装置と、該ガス清浄装置と連結され冷却ガ
   スを収容するタンクと、フイルタ装置を介して煙
   突に結合される環流装置を有し、放射能が外部に
   漏出するのを阻止する、原子炉建屋の中に配置さ
   れた原子炉用圧力容器の安全を高める方法に於
   て； プレストレストコンクリート圧力容器１の中に
   圧力上昇を生じた時、該圧力容器１は、先ずガス
   清浄装置６と送風機９を介して冷却ガスをタンク
   ８に送り込むこと、 上記圧力が所定の第１の圧力を越えて上昇する
   と、冷却ガスによつて通常運転時に閉鎖している
   安全弁２６と逆止め弁２７を備えてプレストレス
   トコンクリート圧力容器１から延出する排出管路
   ２５は少くとも自動的に開放され、冷却ガスは上
   記ガス清浄装置６をバイパスして冷却ガス用のタ
   ンク８の中に送り込まれると、 プレストレストコンクリート圧力容器１の圧力
   が所定の上記第１の圧力を越え、更に第２の所定
   圧力以上となつたときは、該圧力は安全２６と逆
   止め弁２７の間で排出管路２５に接続されて平常
   時には破裂式の安全板３０によつて閉鎖されてい
   る接続流管２９を介して環流装置１５の中に送り
   込まれること、及び 上記タンク８は、逆止め弁２７によつて空にな
   らぬように保持されていること、 を特徴とする原子炉用圧力容器の安全を高める方
   法。 ２ 原子炉建屋と、 該原子炉建屋の中に配置され、内部にガス冷却
   式の高温原子炉と、蒸気発生器と、送風機を収容
   するプレストレストコンクリート圧力容器と； 上記原子炉建屋の中に配置され、ガス清浄装置
   と、該ガス清浄装置と連結された冷却ガス用のタ
   ンクと、フイルタ装置を介して冷却ガス用の煙突
   に結合される環流装置を具備し、放射能が外部に
   漏出するのを阻止する、原子炉建屋の中に配置さ
   れた原子炉用圧力容器の安全を高める装置に於
   て； 上記プレストレストコンクリート圧力容器１の
   中に圧力上昇を生じた時、冷却ガスを先ずガス清
   浄装置６と送風機９を介してタンク８に送り込む
   手段と； 上記プレストレストコンクリート圧力容器の圧
   力が所定の第１の圧力を越えて上昇したとき、冷
   却ガスの作用によつて通常運転時に閉鎖している
   安全弁２６と逆止め弁２７を備え、かつプレスト
   レストコンクリート圧力容器１から延出する排出
   管路２５を少くても自動的に開放し、冷却ガスを
   上記ガス清浄装置６をバイパスして冷却ガスを収
   容するタンク８の中に送りこむ手段と； プレストレストコンクリート圧力容器１の圧力
   が上記第１の圧力を越え、更に第２の所定圧力以
   上となつたときは、該圧力を、安全弁２６と逆止
   め弁２７の間で排出管路２５に接続されて平常時
   には破裂式の安全板３０によつて閉鎖されている
   接続流管２９を介して、環流装置１５の中に送り
   込む手段と； 上記タンク８を逆止め弁２７を介して空になら
   ぬように保持する手段、 を有することを特徴とするプレストレストコンク
   リート圧力容器の安全を高める装置。 ３ 上記排出管路２５に設けられた安全弁２６は
   プレストレストコンクリート圧力容器１の近接位
   置に配置され、安全弁２６とプレストレストコン
   クリート圧力容器１の間の管路部分２５ａは故障
   を生ぜぬように設計されるとともに、故障防止の
   ために周囲に被覆が施されていること、 を特徴とする特許請求の範囲第２項に記載の装
   置。 ４ 原子炉の１次循環路１２の各排出管路２５の
   抽気部２８は多くの蒸気発生器３の中の１個の流
   出口と、これに対応する送風機４の流入口の間に
   設けられていること、 を特徴とする特許請求の範囲第２項に記載の装
   置。 ５ 上記安全板３０は、通常の時は開状態にある
   閉止弁３１と直列に接続されていること、 を特徴とする特許請求の範囲第２項に記載の装
   置。 ６ 上記ガス清浄装置６は冷却ガス循環路７によ
   つてプレストレストコンクリート圧力容器１の内
   部と連結され、上記ガス循環路７には少くとも１
   個の送風機９，１４が冗長性を形成するように１
   対の閉止弁１０，１１とともに設けられ、該閉止
   弁１０，１１はプレストレストコンクリート圧力
   容器１の閉鎖を行うことが可能であること、 を特徴とする特許請求の範囲第２項に記載の装
   置。 ７ 上記環流装置１５には、送風機１６と冷却機
   １７が設けられ、ガス流の上流側位置には排出管
   路２５に接続された接続管路２９が接続され、又
   該送風機１６と冷却機１７の下流側にはフイルタ
   装置２１と通風機２２を介して排出用の煙突２０
   に排気管路１９が環流装置１５から延出している
   こと、 を特徴とする特許請求の範囲第２項に記載の装
   置。 ８ 排気管路１９とほぼ平行に原子炉建屋５と煙
   突２０を結合する放出管路２３を備えており、該
   放出管路２３の中に少くとも１個の逆止め弁及び
   開閉弁（Jalousie Klappe）２４が設けられてい
   ること、 を特徴とする特許請求の範囲第７項に記載の装
   置。 ９ 冷却ガス用の複数個の上記タンク８は直列に
   接続されていること、及び第１のタンク８の中に
   グラフアイト又は鋼球のような蓄熱用の詰め物１
   ３収容されていること、 を特徴とする特許請求の範囲第１項に記載の装
   置。