JPH05680B2 - - Google Patents
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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
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は、原子炉格納容器のベントシステムに
係り、特に水素ガスによる原子炉格納容器の過圧
を防止するに好適なように改良した制御装置に関
するものである。[Detailed Description of the Invention] [Industrial Application Field] The present invention relates to a vent system for a reactor containment vessel, and in particular to an improved control system suitable for preventing overpressure of a reactor containment vessel due to hydrogen gas. It is related to the device.
沸騰水型原子炉を格納する原子炉格納容器に設
けせれたベントコントロールシステムの公知例を
第３図に示す。
FIG. 3 shows a known example of a vent control system installed in a reactor containment vessel housing a boiling water reactor.
原子炉格納容器１は、原子炉圧力容器２を内包
するドライウエル３と、サプレツシヨンプール水
４を内包する圧力制御室５とから構成され、この
ドライウエル３と圧力抑制室５とはダイヤフラム
フロア６で区分され、かつ、ベント管７で連結さ
れた構造となつている。 The reactor containment vessel 1 is composed of a dry well 3 containing a reactor pressure vessel 2 and a pressure control chamber 5 containing suppression pool water 4. The dry well 3 and the pressure suppression chamber 5 are connected to a diaphragm. The structure is divided by floors 6 and connected by vent pipes 7.
上記のドライウエル３は配管１０を介して、ま
た圧力制御室５は配管１３を介して、それぞれ配
管１４に接続されている。この配管１４は非常用
ガス処理系１５を介して排気管１７に接続されて
いる。 The dry well 3 and the pressure control chamber 5 are connected to a pipe 14 via a pipe 10 and a pipe 13, respectively. This pipe 14 is connected to an exhaust pipe 17 via an emergency gas treatment system 15.
前記の配管１０には弁８とバイパス弁１１とが
介装接続されており、前記の配管１３には弁１２
とバイパス弁１１とが介装接続されている。 A valve 8 and a bypass valve 11 are connected to the pipe 10, and a valve 12 is connected to the pipe 13.
and a bypass valve 11 are interposedly connected.
このベントシステムの設置目的は次の如くであ
る。冷却材喪失事故時に起こる可能性のある燃料
被覆金属（ジルコニウム）と水との反応によつて
発生する水素ガスが、原子炉格納容器１内の酸素
（空気）と反応すれば、多量の熱が発生する恐れ
がある。前記のベントシステムは、あらかじめ原
子炉格納容器１内の空気を窒素ガスで置換する場
合、及び起動時に膨張した気体をベントする場合
に使用するものである。 The purpose of installing this vent system is as follows. If the hydrogen gas generated by the reaction between the fuel cladding metal (zirconium) and water, which may occur during a loss of coolant accident, reacts with oxygen (air) inside the reactor containment vessel 1, a large amount of heat will be generated. There is a possibility that this may occur. The vent system described above is used when replacing the air in the reactor containment vessel 1 with nitrogen gas in advance, and when venting gas expanded during startup.
そして、当該ベントシステムは、万一多量のガ
スが異常に発生した場合でも、圧力抑制室５に連
結したバイパス弁１２を手動で開放することによ
つて、多量のガスを放出することができる。つま
り万一多量のガスが発生した場合には、既に原子
炉格納容器１は隔離された状態にあるので、弁８
と弁１１とは開放することができない。また、こ
の多量のガスには放射性物質を含んでいる可能性
も有ると考えられるので、一旦ドライウエル３で
発生したガスをベント管７を介してサプレツシヨ
ンプール４中に放出して、放射性物質を除去でき
るように、圧力抑制室５に連結したバイパス弁１
２を開放することになる。以上に述べたように、
原子炉格納容器１内の圧力が多量のガスの発生で
異常に過圧されようとしても、上記バイパス弁１
２を開放してガスを放出し、原子炉格納容器１の
異常過圧を防止できる。 Even if a large amount of gas is abnormally generated, the vent system can release a large amount of gas by manually opening the bypass valve 12 connected to the pressure suppression chamber 5. . In other words, in the unlikely event that a large amount of gas is generated, the reactor containment vessel 1 is already isolated, so the valve 8
and valve 11 cannot be opened. In addition, it is thought that this large amount of gas may contain radioactive materials, so the gas generated in the dry well 3 is discharged into the suppression pool 4 via the vent pipe 7 to release radioactive materials. a bypass valve 1 connected to the pressure suppression chamber 5 for the removal of substances;
2 will be released. As mentioned above,
Even if the pressure inside the reactor containment vessel 1 is about to become abnormally overpressurized due to the generation of a large amount of gas, the bypass valve 1
2 is opened to release gas, and abnormal overpressure in the reactor containment vessel 1 can be prevented.
以上のように、従来技術は、原子炉格納容器１
内の気体を置換するため、及び起動時に膨張した
気体をベントするためのベントシステムを設置し
ているので、万一異常な過圧が発生したとして
も、上記のような操作によつて原子炉格納容器１
の機能を維持することができる。 As described above, in the conventional technology, the reactor containment vessel 1
A vent system has been installed to replace the gas inside the reactor and to vent the gas expanded during startup, so even if abnormal overpressure occurs, the above operations will allow the reactor to be shut down. Containment vessel 1
function can be maintained.
しかしながら、前記従来例のベントシステム
（第３図においては、この異常過圧の原因が水素
ガスがある場合には、以下の点を考慮して操作す
ることが要求される。すなわち、原子炉格納容器
１内に発生した水素ガスがバイパス弁１２の開放
によつて排気管１７から大気へ放出された場合に
は、大気中の酸素と反応して、排気管１７の出口
部分で燃焼する虞れがある。 However, if the conventional vent system (see Figure 3) is caused by hydrogen gas, the following points must be taken into consideration when operating the vent system: When the hydrogen gas generated in the container 1 is released into the atmosphere from the exhaust pipe 17 by opening the bypass valve 12, there is a risk that it will react with oxygen in the atmosphere and burn at the exit of the exhaust pipe 17. There is.
上記の燃焼は、爆発に近い激しさで行われるこ
とも充分に予想される。また、原子炉に関する安
全装置が脱部完全に作動していれば、格納容器１
内の気体（水素を含む）、に引火・爆発する虞れ
は、無いはずであるが、何らかの異常が発生した
場合には引火・爆発の虞れが絶無とは言えない。
このため、格納容器１内の圧力が異常上昇した場
合は、単に容器内ガスを放出するだけでなく、引
火・爆発を予防し得る操作が必要とされる。 It is fully expected that the above combustion will occur with intensity close to explosion. In addition, if the safety devices related to the reactor are fully operational, the containment vessel 1
Although there should be no risk of the gas (including hydrogen) inside igniting or exploding, it cannot be said that there is a risk of igniting or exploding if some abnormality occurs.
Therefore, when the pressure inside the containment vessel 1 rises abnormally, it is necessary not only to simply release the gas inside the vessel, but also to take actions that can prevent ignition and explosion.
上記のような運転操作を、適時、適正に行うこ
とが出来れば、設計で想定している事象を超える
異常な過圧事故の緩和についても対応可能であ
る。が、こうした非常時の操作を間違いなく、し
かも迅速に行うためには、運転者に高度の教育と
熱練とを必要とし、その上、運転者に与える精神
的負荷が大きい。更に、突発的な事故に際して人
為的な過誤が混入する虞れも無いとは言えない。
If the above-mentioned driving operations can be carried out in a timely and appropriate manner, it will be possible to alleviate abnormal overpressure accidents that exceed those assumed in the design. However, in order to perform such emergency operations accurately and quickly, the driver requires a high degree of education and training, and in addition, it places a large mental burden on the driver. Furthermore, it cannot be said that there is no possibility that human error may be involved in an unexpected accident.
格納容器１内で、爆発可能な混合比の水素と酸
素とが発生して内圧が異常に上昇するという事故
の発生確率は極めて小さいと考えられるが、それ
でもなお、原子炉プラントにおいて、こうした万
一の危険性も放置できない。 Although the probability of an accident in which an explosive mixture of hydrogen and oxygen is generated in the containment vessel 1 and the internal pressure rises abnormally is considered to be extremely small, there is still a possibility that such an accident would occur in a nuclear reactor plant. We cannot ignore the danger of
本発明は上述の事情に鑑みて為されたもので、
(i)原子炉格納容器内の圧力が異常に上昇したとき
圧力抑制室内の気体を放出して圧力を下げる操
作、および、(ii)上記気体の放出により、格納容器
が過圧で破損する虞れが無くなつた後において、
排出ガスが燃焼して格納容器内ガスが引火爆発す
る虞れを生じたとき、前記気体の放出を停止する
操作を、自動的に行い得る装置を提供して、水素
ガスによる過圧防止と、水素ガスの爆発防止との
双方の機能を、人為的なミスの虞れなしに遂行せ
しめることを目的とする。 The present invention was made in view of the above circumstances, and
(i) When the pressure inside the reactor containment vessel rises abnormally, the gas in the pressure suppression chamber is released to lower the pressure; and (ii) due to the release of the above gas, there is a risk that the containment vessel will be damaged due to overpressure. After this is gone,
To prevent overpressure due to hydrogen gas by providing a device that can automatically stop the release of the gas when there is a risk that the exhaust gas is combusted and the gas in the containment vessel ignites and explodes; The purpose is to perform both the functions of preventing hydrogen gas explosion without the risk of human error.
格納容器内の圧力が異常に上昇したとき、これ
を下降せしめるための構成は、従来技術に基づい
て比較的容易に着想し得るが、引火・爆発の防止
操作を自動的に行わせることは容易でない。
Although it is relatively easy to come up with a configuration for lowering the pressure inside the containment vessel when it rises abnormally based on conventional technology, it is easy to automatically perform operations to prevent ignition and explosion. Not.
そこで、先ず、格納容器内で発生した水素ガス
が爆発することについての技術的背景を説明す
る。 Therefore, first, the technical background regarding the explosion of hydrogen gas generated within the containment vessel will be explained.
第２図に水素ガスが酸素ガスと反応して燃焼す
る領域を示す。本第２図に示すように、水素ガス
のみでは燃焼可能な状態とならず、酸素ガスがあ
る一定の値（５％）以上になつて始めて燃焼可能
となる。 FIG. 2 shows the region where hydrogen gas reacts with oxygen gas and burns. As shown in FIG. 2, hydrogen gas alone does not create a combustible state, and combustion becomes possible only when oxygen gas exceeds a certain value (5%).
通常運転中、原子炉格納容器内は窒素ガスで満
たされ、酸素ガスを４％以下に抑えている。この
ため、万一水素ガスが発生して、原子炉格納容器
内の圧力を異常に上昇させたとしても、大気へ放
出できる。しかしながら、大気へ放出した場合に
空気中の酸素と反応して燃焼する虞れがある。 During normal operation, the reactor containment vessel is filled with nitrogen gas and oxygen gas is kept below 4%. Therefore, even if hydrogen gas is generated and the pressure inside the reactor containment vessel abnormally increases, it can be released to the atmosphere. However, if released into the atmosphere, there is a risk that it will react with oxygen in the air and burn.
一方、この水素ガスが酸素ガスと反応する場合
の火炎伝播速度は約３ｍ／secであることを実験
で得られている。 On the other hand, it has been experimentally determined that the flame propagation speed when this hydrogen gas reacts with oxygen gas is about 3 m/sec.
一方、格納容器１内の圧力が許容限度まで上昇
したとき、弁１２又はバイパス弁１１を開いて容
器内ガスを放出すると、排気管１７付近での流速
に前記の火炎伝播速度（3m／sec）を遥かに越え
ることが確認されている。 On the other hand, when the pressure inside the containment vessel 1 rises to the permissible limit and the valve 12 or the bypass valve 11 is opened to release the gas inside the vessel, the flow velocity near the exhaust pipe 17 increases to the flame propagation velocity (3 m/sec). It has been confirmed that it far exceeds the
従つて、容器内ガスを放出する際は、たとえば
排気管出口で燃焼する虞れが有つても原子炉格納
容器内へ引火する虞れは無い。 Therefore, when the gas inside the container is released, there is no risk of it igniting into the reactor containment vessel, even if there is a risk of combustion at the exit of the exhaust pipe, for example.
引火・爆発の危険は、ガスの放出によつて一旦
過圧の危険の回避し、容器内圧力の低下に伴つて
放出ガスの流速が減少して３／secに達したとき
に発生する。 The risk of ignition and explosion occurs when the risk of overpressure is avoided by releasing the gas, and the flow rate of the released gas decreases to 3/sec as the pressure inside the container decreases.
上述の考察に基づいて前記の目的（過圧防止、
及び、引火爆発防止）を達成するため、本発明の
ベントコントロール装置は、
(a) 上記圧力制御室と排気管とを接続している配
管の途中に遠隔操作弁を設け、
(b) 上記圧力制御室内の圧力を検出する手段と、
前記排気管付近の流速を検出する手段を設け、
(c) 上記各検出手段に出力信号を入力されて前記
遠隔操作弁を開閉制御する自動制御手段を設
け、
(d) 上記の自動制御手段は、圧力制御室内の圧力
が予め定められた限界圧力に遠したとき、前記
遠隔操作弁を開弁せしめる機能を備えたものと
し、
(e) かつ、前記自動制御手段は、排気管付近の流
速が「水素ガスの火炎伝播速度（3m／sec）」
まで低下したとき、前記遠隔操作弁を閉弁せし
める機能を有するものとした。 Based on the above considerations, the above objectives (overpressure prevention,
In order to achieve this, the vent control device of the present invention (a) provides a remote control valve in the middle of the piping connecting the pressure control chamber and the exhaust pipe, and (b) prevents the pressure means for detecting pressure within the control chamber;
means for detecting the flow velocity near the exhaust pipe; (c) automatic control means for controlling the opening and closing of the remote control valve by inputting output signals to each of the detection means; (d) the automatic control means for controlling the opening and closing of the remote control valve; (e) The automatic control means has a function of opening the remote control valve when the pressure in the pressure control chamber reaches a predetermined limit pressure; "Hydrogen gas flame propagation velocity (3m/sec)"
It has a function of closing the remote control valve when the temperature drops to
本発明を実施する際、排気管付近のガス流速を
検出することは、従来技術を用いて可能であるが
容易ではない。そこで、排気管付近のガス圧力を
検知してこれを流速に換算する手段を設けること
が推奨される。 When implementing the present invention, detecting the gas flow velocity near the exhaust pipe is possible using conventional techniques, but is not easy. Therefore, it is recommended to provide a means for detecting the gas pressure near the exhaust pipe and converting it into a flow velocity.
本発明において遠隔操作弁とは、電気的信号に
よつて開閉操作される弁の意であつて、駆動力は
電気でも空気でも何でもよい。 In the present invention, a remote control valve refers to a valve that is opened and closed by an electrical signal, and the driving force may be electricity, air, or anything else.
上記の構成によれば、格納容器内の圧力が予め
定められた許容限界圧力に達すると、遠隔操作弁
が自動制御手段によつて開弁されるので、容器内
ガスが放出される。この放出開始時には前述の理
由により格納容器内へ引火・爆発する虞れが無
い。
According to the above configuration, when the pressure within the containment vessel reaches a predetermined allowable limit pressure, the remote control valve is opened by the automatic control means, so that the gas within the vessel is released. At the start of this release, there is no risk of ignition or explosion inside the containment vessel for the reasons mentioned above.
上記の容器内ガスの放出によつて容器内圧力が
低下し、これに伴つて排気管
そこで、本発明では、大気へ放出する近傍の配
管内の流速が水素ガスの火炎伝播速度以下に低下
した場合には、開放した弁を自動的に閉鎖するの
で、水素ガスの火炎が原子炉格納容器内へ伝播し
て、隣時に爆発することを確実に防止することが
できると共に、運転員がこれらの操作から解放さ
れる。従つて、人為的な操作ミスを発生する虞れ
が無い。 The pressure inside the container decreases due to the above-mentioned release of the gas inside the container, and accordingly, the pressure in the exhaust pipe decreases.Therefore, in the present invention, the flow velocity in the piping near the discharge to the atmosphere is reduced to below the flame propagation speed of hydrogen gas. In such cases, the opened valve is automatically closed, which reliably prevents the hydrogen gas flame from propagating into the reactor containment vessel and causing an explosion in the reactor containment vessel. Freed from manipulation. Therefore, there is no risk of human error in operation.
第１図は本発明に係るベントコントロール装置
の１実施例を示す系統図である。
FIG. 1 is a system diagram showing one embodiment of a vent control device according to the present invention.
この実施例は第３図に示した従来例に本発明を
適用したものであつて、第３図と同一の図面参照
番号を付したものは前記の従来例におけると同様
乃至は類似の構成部分を示している。 This embodiment is an application of the present invention to the conventional example shown in FIG. 3, and the same drawing reference numbers as in FIG. 3 refer to the same or similar components as in the conventional example. It shows.
２０は自動制御手段であつて、検出器２１，２
２の出力信号を入力され、弁１１及びバイパス弁
１２を開閉制御する。 20 is an automatic control means, and detectors 21, 2
2 output signals are input, and the valve 11 and the bypass valve 12 are controlled to open and close.
検出器１は圧力抑制室５内の圧力を、圧力計１
８を介して検出し、その信号出力を自動制御手段
２０に入力させる。 A detector 1 measures the pressure inside the pressure suppression chamber 5 using a pressure gauge 1.
8 and inputs the signal output to the automatic control means 20.
検出器２２は、排熱管１７内の圧力を検出し
て、その信号出力を自動制御手段２０に入力され
る。該自動制御手段は、(イ)上記ガス圧力に基づい
てこれをガス流速に換算する機能と、(ロ)換算され
た流速を火炎伝播速度（3m／sec）と比較する機
能と、を有している。 The detector 22 detects the pressure inside the heat exhaust pipe 17 and inputs its signal output to the automatic control means 20. The automatic control means has (a) a function of converting the gas pressure into a gas flow velocity based on the gas pressure, and (b) a function of comparing the converted flow velocity with the flame propagation velocity (3 m/sec). ing.
本実施例において、圧力制御室５内のガス圧が
原子炉格納容器１の限界圧力に到達したことを検
出器２１が検出した場合には、弁１１を自動的に
開放する。更に、当該弁１１を開放した後も、圧
力抑制室５の圧力が限界圧力以下に降下しないこ
とを検出器２１が検出した場合には、バイパス弁
１２も自動的に開放する。 In this embodiment, when the detector 21 detects that the gas pressure in the pressure control chamber 5 has reached the limit pressure of the reactor containment vessel 1, the valve 11 is automatically opened. Further, when the detector 21 detects that the pressure in the pressure suppression chamber 5 does not fall below the limit pressure even after opening the valve 11, the bypass valve 12 is also automatically opened.
一方、弁１１を開放後、配管１６に設けた圧力
計１９の圧力が、水素ガスの火炎伝播速度を圧力
に換算した値以上になつた後、配管１６内の圧力
が当該換算値以下に低下したことを検出器２２が
検出した場合には、弁１１を自動的に閉鎖する。 On the other hand, after the valve 11 is opened and the pressure of the pressure gauge 19 provided in the pipe 16 exceeds the value calculated by converting the flame propagation velocity of hydrogen gas into pressure, the pressure in the pipe 16 decreases to the converted value or less. If the detector 22 detects that this has occurred, the valve 11 is automatically closed.
本実施例では、圧力抑制室５に連絡した弁１１
とバイパス弁１２とを開放するので、ドライウエ
ア３で発生したガスは全てベント管７を介してサ
プレツシヨンプール水４中に放出される。このた
め、万一ガス中に放射性物質が含まれていたとし
ても、該サプレツシヨンプール４でのスクラビン
グ効果により、放射性物質を除去することができ
る。更に、本実施例では、非常用ガス処理系１５
にてもフイルタで放射性物質を除去できる。 In this embodiment, the valve 11 connected to the pressure suppression chamber 5
and the bypass valve 12 are opened, so that all the gas generated in the dryware 3 is released into the suppression pool water 4 via the vent pipe 7. Therefore, even if the gas contains radioactive substances, the scrubbing effect in the suppression pool 4 can remove the radioactive substances. Furthermore, in this embodiment, the emergency gas treatment system 15
Radioactive substances can be removed with a filter.
また、本実施例では、弁１１の開放を自動的に
行うので、原子炉格納容器１の異常過圧を確実に
防止できると共に、当該事象発生時の運転員の負
担を軽減できる。 Further, in this embodiment, since the valve 11 is automatically opened, it is possible to reliably prevent abnormal overpressure in the reactor containment vessel 1, and to reduce the burden on the operator when such an event occurs.
その上、本実施例では、弁１１の閉鎖も自動的
に行うので、万一水素ガスが原因で原子炉格納容
器１の圧力が上昇した場合に、該水素ガスの燃焼
が格納容器内に引火させる虞れなく大気へ放出で
きるので、いかなる異常事態が発生したとして
も、原子炉格納容器１の健全性を確保できる。 Furthermore, in this embodiment, the valve 11 is automatically closed, so that in the unlikely event that the pressure in the reactor containment vessel 1 increases due to hydrogen gas, combustion of the hydrogen gas will ignite the containment vessel. Since it can be released into the atmosphere without the risk of causing damage, the integrity of the reactor containment vessel 1 can be ensured even if any abnormal situation occurs.
以上説明したごとく、本発明のベントコントロ
ール装置によれば、原子炉格納容器の異常過圧を
自動的に防止し、かつ、排気ガスの燃焼により原
子炉格納容器内の水素ガスが引火することも自動
的に防止することが出来る。このため、運転員の
労力と精神的負担とを軽減し得るのみならず、人
為的操作ミスによる事故の拡大を生じる虞れが無
い。
As explained above, the vent control device of the present invention automatically prevents abnormal overpressure in the reactor containment vessel and prevents hydrogen gas in the reactor containment vessel from igniting due to combustion of exhaust gas. It can be automatically prevented. Therefore, not only can the labor and mental burden of the operator be reduced, but there is also no risk of an increase in accidents due to human operational errors.
第１図は本発明にかかるベントコントロール装
置の１実施例を示す系統図である。第２図は本発
明の原理を説明するための図表である。第３図は
従来例のベントコントロールシステムの説明図で
ある。
１…原子炉格納容器、２…原子炉圧力容器、３
…ドライウエル、４…サプレツシヨンプール水、
５…圧力抑制室、、６…ダイヤフラムフロア、７
…ベント管、８…弁、９…バイパス弁、１０…配
管、１１…弁、１２…バイパス弁、１３…配管、
１４…配管、１５…非常用ガス処理系、１６…配
管、１７…排気管、１８…圧力計、１９…圧力
計、２０…自動制御手段、２１，２２…検出器。
FIG. 1 is a system diagram showing one embodiment of a vent control device according to the present invention. FIG. 2 is a diagram for explaining the principle of the present invention. FIG. 3 is an explanatory diagram of a conventional vent control system. 1...Reactor containment vessel, 2...Reactor pressure vessel, 3
... Dry well, 4... Suppression pool water,
5...Pressure suppression chamber, 6...Diaphragm floor, 7
...Vent pipe, 8...Valve, 9...Bypass valve, 10...Piping, 11...Valve, 12...Bypass valve, 13...Piping,
14...Piping, 15...Emergency gas processing system, 16...Piping, 17...Exhaust pipe, 18...Pressure gauge, 19...Pressure gauge, 20...Automatic control means, 21, 22...Detector.
Claims (1)
格納容器において、 (a) 上記圧力制御室と排気管とを接続している配
管の途中に遠隔操作弁を設け、 (b) 上記圧力制御室内の圧力を検出する手段と、
前記排気管付近の流速を検出する手段を設け、 (c) 上記各検出手段の出力信号を入力されて前記
遠隔操弁を開閉制御する自動制御手段を設け、 (d) 上記の自動制御手段は、圧力制御室内の圧力
が予め定められた限界圧力に達したとき、前記
遠隔操作弁を開弁せしめる機能を備えたもので
あり、 (e) かつ、前記自動制御手段は、排気管付近の流
速が「水素ガスの火炎伝播速度」まで低下した
とき、前記遠隔操作弁を閉弁せしめる機能を有
するものであること、 を特徴とする、原子炉格納容器の圧力制御装置。 ２ 前記の、排気管は付近の流速を検出する手段
は、排気管付近の圧力を測定して、該測定値を流
速に換算して流速を検出するものであることを特
徴とする特許請求の範囲第１項に記載した原子炉
格納容器のベントコントロール装置。 ３ 前記の電磁作動弁はこれを被数個とし、かつ
並列に接続したものであることを特徴とする特許
請求の範囲第１項に記載した原子炉格納容器のベ
ントコントロール装置。[Claims] 1. In a reactor containment vessel equipped with a dry well and a pressure control chamber, (a) a remote control valve is provided in the middle of a pipe connecting the pressure control chamber and an exhaust pipe, b) means for detecting the pressure within the pressure control chamber;
means for detecting the flow velocity near the exhaust pipe; (c) automatic control means for receiving output signals from the respective detection means to control opening and closing of the remote control valve; (d) the automatic control means for controlling the opening and closing of the remote control valve; (e) The automatic control means has a function of opening the remote control valve when the pressure in the pressure control chamber reaches a predetermined limit pressure, and (e) the automatic control means controls the flow velocity near the exhaust pipe. 1. A pressure control device for a nuclear reactor containment vessel, characterized in that the pressure control device has a function of closing the remote control valve when the flame propagation speed of hydrogen gas decreases to the “flame propagation velocity of hydrogen gas.” 2. The above-mentioned means for detecting the flow velocity in the vicinity of the exhaust pipe measures the pressure in the vicinity of the exhaust pipe, converts the measured value into a flow velocity, and detects the flow velocity. Reactor containment vent control device described in Scope 1. 3. The vent control device for a reactor containment vessel as set forth in claim 1, wherein the electromagnetically operated valves are several in number and connected in parallel.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62172936A JPS6416995A (en) | 1987-07-13 | 1987-07-13 | Vent controller for nuclear reactor container |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62172936A JPS6416995A (en) | 1987-07-13 | 1987-07-13 | Vent controller for nuclear reactor container |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6416995A JPS6416995A (en) | 1989-01-20 |
| JPH05680B2 true JPH05680B2 (en) | 1993-01-06 |
Family
ID=15951093
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62172936A Granted JPS6416995A (en) | 1987-07-13 | 1987-07-13 | Vent controller for nuclear reactor container |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6416995A (en) |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2767598B1 (en) * | 1997-08-22 | 1999-10-01 | Commissariat Energie Atomique | NUCLEAR WATER REACTOR INCORPORATING SPECIFIC HYDROGEN STORAGE AND TREATMENT COMPARTMENTS |
| CN102243898B (en) * | 2011-05-24 | 2013-09-04 | 清华大学 | High-temperature gas-cooled reactor pressure-maintaining overhauling and sealing control system |
| JP6754719B2 (en) * | 2017-04-11 | 2020-09-16 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | Reactor containment vent system |
-
1987
- 1987-07-13 JP JP62172936A patent/JPS6416995A/en active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6416995A (en) | 1989-01-20 |
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