JPH0658421B2 - 格納容器減圧装置 - Google Patents
格納容器減圧装置Info
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- JPH0658421B2 JPH0658421B2 JP58139348A JP13934883A JPH0658421B2 JP H0658421 B2 JPH0658421 B2 JP H0658421B2 JP 58139348 A JP58139348 A JP 58139348A JP 13934883 A JP13934883 A JP 13934883A JP H0658421 B2 JPH0658421 B2 JP H0658421B2
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- JP
- Japan
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- pressure
- containment vessel
- suppression chamber
- detector
- pipe
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- Y—GENERAL 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
- 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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 ［発明の技術分野］ 本発明は、原子炉における配管事故後にバキュームブレ
ーカが機能喪失するまたは異常な過渡変化後に残留熱除
去系等が機能喪失する苛酷事故時に、格納容器の健全性
を確保し放出放射能を低減するのに適した格納容器減圧
装置に関する。
ーカが機能喪失するまたは異常な過渡変化後に残留熱除
去系等が機能喪失する苛酷事故時に、格納容器の健全性
を確保し放出放射能を低減するのに適した格納容器減圧
装置に関する。
なお、異常な過渡変化とは、原子炉の運転状態におい
て、原子炉施設の寿命期間中に予想される機器の単一故
障若くは誤動作又は運転員の単一誤操作によって外乱が
加えられた状態及びこれらと類似の頻度で発生し、原子
炉施設の運転状態が計画されていない状態にいたる場合
をいう。
て、原子炉施設の寿命期間中に予想される機器の単一故
障若くは誤動作又は運転員の単一誤操作によって外乱が
加えられた状態及びこれらと類似の頻度で発生し、原子
炉施設の運転状態が計画されていない状態にいたる場合
をいう。
［発明の技術的背景とその問題点］ 軽水炉は軽水を冷却材として使用するとともに炉心で発
生した蒸気を発電に利用しているため、異常な過渡変化
あるいは冷却材喪失事故等が起ると、原子炉圧力が過度
に上昇することが想定される。このような原子炉内の過
度圧力を防ぐために主蒸気管に複数個の逃し安全弁を設
け、原子炉内の蒸気の一部を逃して原子炉圧力を下げる
ようにしている。また、格納容器内には、蒸気の放出に
伴う過度の格納容器圧力・温度の上昇を防ぐために内部
に水を貯えた圧力抑制プールが設けられており、放出さ
れた熱エネルギーを吸収できるように構成されている。
さらに、格納容器内のドライウエルと圧力抑制室との間
には、バキュームブレーカが配設されており、このバキ
ュームブレーカはドライウエルと圧力抑制室の圧力差が
発生する場合に作動する。異常な過渡変化や配管破断事
故の際には、プール水は熱エネルギーを吸収するため温
度および圧力が上昇するが、このような熱は通常、残留
熱除去系によって冷却されるため、設計限界に達するこ
とはない。このような安全設備により異常な過渡変化や
配管破断等の事故の際には格納容器内の圧力・温度が過
度に上昇することはない。
生した蒸気を発電に利用しているため、異常な過渡変化
あるいは冷却材喪失事故等が起ると、原子炉圧力が過度
に上昇することが想定される。このような原子炉内の過
度圧力を防ぐために主蒸気管に複数個の逃し安全弁を設
け、原子炉内の蒸気の一部を逃して原子炉圧力を下げる
ようにしている。また、格納容器内には、蒸気の放出に
伴う過度の格納容器圧力・温度の上昇を防ぐために内部
に水を貯えた圧力抑制プールが設けられており、放出さ
れた熱エネルギーを吸収できるように構成されている。
さらに、格納容器内のドライウエルと圧力抑制室との間
には、バキュームブレーカが配設されており、このバキ
ュームブレーカはドライウエルと圧力抑制室の圧力差が
発生する場合に作動する。異常な過渡変化や配管破断事
故の際には、プール水は熱エネルギーを吸収するため温
度および圧力が上昇するが、このような熱は通常、残留
熱除去系によって冷却されるため、設計限界に達するこ
とはない。このような安全設備により異常な過渡変化や
配管破断等の事故の際には格納容器内の圧力・温度が過
度に上昇することはない。
しかしながら、大規模配管破断事故が発生し、再冠水し
た後、バキュームブレーカが作動失敗という苛酷事故の
場合には、圧力抑制プールからドライウエルへプール水
の逆流が生じることが想定され、そうなると、ドライウ
エルおよび格納容器内の構造物等に影響を及ぼすという
不具合がある。また、異常な過渡変化や小規模配管破断
事故が発生した後、非常用炉心冷却系の注入によって炉
心への冷却水補給に成功した場合でも、残留熱除去系が
正常な機能を達成できないという苛酷事故の場合、炉心
から圧力抑制プールへ放出される熱エネルギーは除去で
きないため、格納容器内の圧力・温度が上昇し、最終的
に設計限界を超えるという不具合が生ずる。特に、異常
な過渡変化や小規模配管破断事故等で原子炉が上昇し、
逃し安全弁が一旦開いた後、吹き止まり圧力に達して
も、運転員の誤操作あるいは機器の故障のために、逃し
安全弁が閉じない場合も想定される。このような苛酷事
故の場合には、逃し安全弁から、高温・高圧の蒸気が圧
力抑制プールに流入するため、圧力抑制プール温度およ
び格納容器内の圧力・温度が急激に上昇するという不具
合が生ずる。
た後、バキュームブレーカが作動失敗という苛酷事故の
場合には、圧力抑制プールからドライウエルへプール水
の逆流が生じることが想定され、そうなると、ドライウ
エルおよび格納容器内の構造物等に影響を及ぼすという
不具合がある。また、異常な過渡変化や小規模配管破断
事故が発生した後、非常用炉心冷却系の注入によって炉
心への冷却水補給に成功した場合でも、残留熱除去系が
正常な機能を達成できないという苛酷事故の場合、炉心
から圧力抑制プールへ放出される熱エネルギーは除去で
きないため、格納容器内の圧力・温度が上昇し、最終的
に設計限界を超えるという不具合が生ずる。特に、異常
な過渡変化や小規模配管破断事故等で原子炉が上昇し、
逃し安全弁が一旦開いた後、吹き止まり圧力に達して
も、運転員の誤操作あるいは機器の故障のために、逃し
安全弁が閉じない場合も想定される。このような苛酷事
故の場合には、逃し安全弁から、高温・高圧の蒸気が圧
力抑制プールに流入するため、圧力抑制プール温度およ
び格納容器内の圧力・温度が急激に上昇するという不具
合が生ずる。
［発明の目的］ 本発明は、上記事情に鑑みてなされたもので、その目的
は冷却材喪失等の事故の後にバキュームブレーカの作動
失敗あるいは異常な過渡変化後に残留除去系の機能が損
なわれるような苛酷事故の場合にも格納容器を有効に減
圧し、放出放射能量を低減する格納容器減圧装置を提供
することにある。
は冷却材喪失等の事故の後にバキュームブレーカの作動
失敗あるいは異常な過渡変化後に残留除去系の機能が損
なわれるような苛酷事故の場合にも格納容器を有効に減
圧し、放出放射能量を低減する格納容器減圧装置を提供
することにある。
［発明の概要］ 本発明は、上記目的を達成するために、原子炉圧力容器
を収納するドライウエルを有する格納容器と、この格納
容器の下部に形成されプール水を貯溜する圧力抑制室
と、一端が前記ドライウエルに開放され他端が前記圧力
抑制室のプール水に開放されバキュームブレーカを有す
るベント管と、一端が前記ドライウエル及び圧力抑制室
の空間部に開放され他端がスタックに接続された格納容
器減圧配管と、この格納容器減圧配管に配設され前記格
納容器から導かれる放射性物質を吸収する放射性物質吸
収材が収納された圧力逃しタンクと、前記格納容器減圧
配管に配設され前記格納容器から導かれる放射性気体を
処理する放射性気体処理装置と、前記圧力抑制室に配設
されたプール水の水温を常時検出する温度検出器と、前
記圧力抑制室に配設され圧力抑制室の空間部の圧力を常
時検出する圧力検出器と、前記格納容器内に配設され格
納容器内の放射能を常時検出する放射能検出器と、前記
原子炉圧力容器に接続された配管が破断する配管破断後
にバキュームブレーカが機能喪失するまたは異常な過渡
変化後に残留熱除去系が機能喪失する苛酷事故時に前記
温度検出器、圧力検出器、放射能検出器のいずれかの検
出値が所定値以上の場合にしかもこの検出値の値に対応
して選択的に開動作する前記格納容器減圧配管の前記圧
力逃しタンク及び放射性気体処理装置の上流側に配設さ
れた開閉弁とから成ることを特徴とする格納容器減圧装
置に関するものである。
を収納するドライウエルを有する格納容器と、この格納
容器の下部に形成されプール水を貯溜する圧力抑制室
と、一端が前記ドライウエルに開放され他端が前記圧力
抑制室のプール水に開放されバキュームブレーカを有す
るベント管と、一端が前記ドライウエル及び圧力抑制室
の空間部に開放され他端がスタックに接続された格納容
器減圧配管と、この格納容器減圧配管に配設され前記格
納容器から導かれる放射性物質を吸収する放射性物質吸
収材が収納された圧力逃しタンクと、前記格納容器減圧
配管に配設され前記格納容器から導かれる放射性気体を
処理する放射性気体処理装置と、前記圧力抑制室に配設
されたプール水の水温を常時検出する温度検出器と、前
記圧力抑制室に配設され圧力抑制室の空間部の圧力を常
時検出する圧力検出器と、前記格納容器内に配設され格
納容器内の放射能を常時検出する放射能検出器と、前記
原子炉圧力容器に接続された配管が破断する配管破断後
にバキュームブレーカが機能喪失するまたは異常な過渡
変化後に残留熱除去系が機能喪失する苛酷事故時に前記
温度検出器、圧力検出器、放射能検出器のいずれかの検
出値が所定値以上の場合にしかもこの検出値の値に対応
して選択的に開動作する前記格納容器減圧配管の前記圧
力逃しタンク及び放射性気体処理装置の上流側に配設さ
れた開閉弁とから成ることを特徴とする格納容器減圧装
置に関するものである。
［発明の実施例］ 本発明の一実施例を図面を参照して説明する。
第１図は、大規模破断事故が発生した後、バキュームブ
レーカ11の作動が敗という苛酷事故の場合の本発明に係
る格納容器減圧装置を示すものである。
レーカ11の作動が敗という苛酷事故の場合の本発明に係
る格納容器減圧装置を示すものである。
同図に示すように、格納容器１はダイヤフロムフロア２
によって上部のドライウエル３と下部の圧力抑制室４と
に区劃されており、上部のドライウエル３内には原子炉
圧力容器５が配設されている。この圧力容器５には再循
環ポンプ６によって冷却材を再循環させる再循環ライン
７が設けられている。圧力抑制室４には圧力抑制プール
８と圧力抑制空間部９とが形成されている。そして、ド
ライウエル３からダイヤフロムフロア２を貫通してベン
ト管10が圧力抑制プール８水中に設けられている。11は
バキュームブレーカ、12は原子炉建屋である。しかして
大規模破断事故の後に、バキュームブレーカ11の作動が
失敗するなどの苛酷事故の際に格納容器１内の圧力が上
昇した場合、この過度圧力を逃し格納容器１の健全性を
確保するために、格納容器隔離弁29，30を経由してドラ
イウエル３から吸込弁13、放射性気体吸込弁14、ポンプ
15、放射性気体を処理するフィルタを収納する放射性気
体処理装置16、放射性気体止弁17、系統隔離弁35を通り
スタック19に至る格納容器減圧配管系Ａと、圧力抑制空
間部９から格納容器隔離弁33，34を経由して吸込弁20、
放射性物質吸収材22を内蔵した圧力逃しタンク21、止弁
23、系統隔離弁36を通りスタック19に至る格納容器減圧
配管系Ｂが設置されている。なお、格納容器減圧配管系
Ａの吸込弁14、ポンプ15、放射性気体処理装置16、放射
性気体止弁17のバイパス管の途中に止め弁18が設けられ
ており、また、両格納容器減圧配管Ａ，Ｂの格納容器１
出口配管は系統隔離弁31，32を介して互いに流通するこ
とができるように配管接続されている。24はドライウエ
ル放射能検出器；25，26，27はそれぞれ圧力抑制室放射
能検出器、圧力抑制室温度検出器、圧力抑制室圧力検出
器；28は圧力逃しタンク圧力検出器で、常時モニタされ
ている。これらの検出器はそれぞれ対応する各種弁を制
御するものである。
によって上部のドライウエル３と下部の圧力抑制室４と
に区劃されており、上部のドライウエル３内には原子炉
圧力容器５が配設されている。この圧力容器５には再循
環ポンプ６によって冷却材を再循環させる再循環ライン
７が設けられている。圧力抑制室４には圧力抑制プール
８と圧力抑制空間部９とが形成されている。そして、ド
ライウエル３からダイヤフロムフロア２を貫通してベン
ト管10が圧力抑制プール８水中に設けられている。11は
バキュームブレーカ、12は原子炉建屋である。しかして
大規模破断事故の後に、バキュームブレーカ11の作動が
失敗するなどの苛酷事故の際に格納容器１内の圧力が上
昇した場合、この過度圧力を逃し格納容器１の健全性を
確保するために、格納容器隔離弁29，30を経由してドラ
イウエル３から吸込弁13、放射性気体吸込弁14、ポンプ
15、放射性気体を処理するフィルタを収納する放射性気
体処理装置16、放射性気体止弁17、系統隔離弁35を通り
スタック19に至る格納容器減圧配管系Ａと、圧力抑制空
間部９から格納容器隔離弁33，34を経由して吸込弁20、
放射性物質吸収材22を内蔵した圧力逃しタンク21、止弁
23、系統隔離弁36を通りスタック19に至る格納容器減圧
配管系Ｂが設置されている。なお、格納容器減圧配管系
Ａの吸込弁14、ポンプ15、放射性気体処理装置16、放射
性気体止弁17のバイパス管の途中に止め弁18が設けられ
ており、また、両格納容器減圧配管Ａ，Ｂの格納容器１
出口配管は系統隔離弁31，32を介して互いに流通するこ
とができるように配管接続されている。24はドライウエ
ル放射能検出器；25，26，27はそれぞれ圧力抑制室放射
能検出器、圧力抑制室温度検出器、圧力抑制室圧力検出
器；28は圧力逃しタンク圧力検出器で、常時モニタされ
ている。これらの検出器はそれぞれ対応する各種弁を制
御するものである。
また放射性気体処理装置16は、フィルタを介して放射性
気体を１段で処理する高性能の処理装置である。放射性
物質吸収材22、例えば水を内蔵した圧力逃しタンク21
は、予め圧力抑制プール８内の水で処理した放射性物質
を処理するという２段処理の処理装置である。
気体を１段で処理する高性能の処理装置である。放射性
物質吸収材22、例えば水を内蔵した圧力逃しタンク21
は、予め圧力抑制プール８内の水で処理した放射性物質
を処理するという２段処理の処理装置である。
次に放射性気体を処理した後に大気放出する処理経路に
ついて説明する。第１図は、圧力抑制室４内の圧力又は
放射能濃度が急激に上昇した場合の処理経路を示す。第
２図は、ドライウエル３内の圧力が高く且つ放射能濃度
が高い場合の処理経路を示す。第３図は、ドライウエル
３内の圧力が高く且つ放射能濃度が低い場合の処理経路
を示す。
ついて説明する。第１図は、圧力抑制室４内の圧力又は
放射能濃度が急激に上昇した場合の処理経路を示す。第
２図は、ドライウエル３内の圧力が高く且つ放射能濃度
が高い場合の処理経路を示す。第３図は、ドライウエル
３内の圧力が高く且つ放射能濃度が低い場合の処理経路
を示す。
先ず、第１図について詳細に説明する。例えば、大規模
破断事故が発生した後、バキュームブレーカ11の作動が
失敗という苛酷事故の場合について説明する。
破断事故が発生した後、バキュームブレーカ11の作動が
失敗という苛酷事故の場合について説明する。
事故直後に、破断口Ｆから高温高圧の流体がドライウエ
ル３に流出し、さらにベント管10を通過し、圧力抑制プ
ール８水中に入る。蒸気は圧力抑制プール水中で凝縮さ
れるが、水素（Ｈ２）、一酸化炭素（ＣＯ）及び二酸化
炭素（ＣＯ２）等の非凝縮性気体は圧力抑制プール８水
を通過して圧力抑制空間部９に入り、この空間部９の圧
力を上昇させる。よう化セシウム（ＣｓＩ）、ストロン
チウム（Ｓｒ）、テリウム（Ｔｅ）等の粒子状放射性物
質は、前記圧力抑制プール８水を通過することにより捕
獲される。またキセノン（Ｘｅ）等の希ガスは大気放出
される。ところで、バキュームブレーカ11は周知のよう
に非常用炉心冷却系による再冠水後の破断箇所から冷却
水流出によってドライウエル３内の蒸気の凝縮が起り、
圧力抑制室４とドライウエル３との間に圧力差が発生す
ると、自的に作動し圧力差がなくなるよう設計されてい
る。しかし、バキュームブレーカ11が正常に作動しない
という苛酷事故の場合には圧力抑制室空間部９の圧力が
上昇し、設計圧力を越えることが想定される。このよう
な状態になる前に圧力抑制室空間部９に設置した圧力検
出器27によって異常を検出し、圧力抑制室空間部９にあ
る非凝縮性気体を格納容器減圧配管系Ｂすなわち格納容
器隔離弁33，34、吸込弁20、圧力逃しタンク21、止弁2
3、系統隔離弁36を経てスタック19から放出する。な
お、圧力抑制室空間部９の放射能濃度は放射能検出器25
で常時モニターされており、放射能濃度が高くなった場
合には格納容器減圧配管系Ｂの止弁23が閉じ、格納容器
減圧配管系Ａ側に切替えて処理することも可能である。
ル３に流出し、さらにベント管10を通過し、圧力抑制プ
ール８水中に入る。蒸気は圧力抑制プール水中で凝縮さ
れるが、水素（Ｈ２）、一酸化炭素（ＣＯ）及び二酸化
炭素（ＣＯ２）等の非凝縮性気体は圧力抑制プール８水
を通過して圧力抑制空間部９に入り、この空間部９の圧
力を上昇させる。よう化セシウム（ＣｓＩ）、ストロン
チウム（Ｓｒ）、テリウム（Ｔｅ）等の粒子状放射性物
質は、前記圧力抑制プール８水を通過することにより捕
獲される。またキセノン（Ｘｅ）等の希ガスは大気放出
される。ところで、バキュームブレーカ11は周知のよう
に非常用炉心冷却系による再冠水後の破断箇所から冷却
水流出によってドライウエル３内の蒸気の凝縮が起り、
圧力抑制室４とドライウエル３との間に圧力差が発生す
ると、自的に作動し圧力差がなくなるよう設計されてい
る。しかし、バキュームブレーカ11が正常に作動しない
という苛酷事故の場合には圧力抑制室空間部９の圧力が
上昇し、設計圧力を越えることが想定される。このよう
な状態になる前に圧力抑制室空間部９に設置した圧力検
出器27によって異常を検出し、圧力抑制室空間部９にあ
る非凝縮性気体を格納容器減圧配管系Ｂすなわち格納容
器隔離弁33，34、吸込弁20、圧力逃しタンク21、止弁2
3、系統隔離弁36を経てスタック19から放出する。な
お、圧力抑制室空間部９の放射能濃度は放射能検出器25
で常時モニターされており、放射能濃度が高くなった場
合には格納容器減圧配管系Ｂの止弁23が閉じ、格納容器
減圧配管系Ａ側に切替えて処理することも可能である。
次に、異常な過渡変化が発生した後、非常用炉心冷却系
の注入によって炉心への冷却水補給には成功したが、残
留熱除去系が機能喪失という苛酷事故の場合を第２図及
び第３図について説明する。
の注入によって炉心への冷却水補給には成功したが、残
留熱除去系が機能喪失という苛酷事故の場合を第２図及
び第３図について説明する。
第２図及び第３図はそれぞれ格納容器内の放射能濃度が
高い場合及び低い場合の放出経路を示すものである。そ
して、第１図と同一箇所には同一符号を附しているの
で、その系統構成についての説明は省略するものとす
る。
高い場合及び低い場合の放出経路を示すものである。そ
して、第１図と同一箇所には同一符号を附しているの
で、その系統構成についての説明は省略するものとす
る。
第２図は、ドライウエル放射能検出器24、圧力抑制室放
射能検出器25により検出される格納容器１内の気体の放
射能レベルの高い場合の放出経路を示す。すなわち、格
納容器１内の水蒸気および放射能レベルの高い気体は、
格納容器減圧配管系Ａすなわち格納容器隔離弁29，30、
吸込弁13、放射性気体吸込弁14を通り、ポンプ15、放射
性気体処理装置16、放射性気体止弁17、系統隔離弁35を
経てスタック19より放出される。そして、格納容器１内
の圧力が低くなると、格納容器隔離弁29，30、吸込弁1
3、放射性気体吸込弁14、放射性気体止弁17は自動的に
閉じる。そして、冷却材喪失事故後バキュームブレーカ
が作動失敗したときの格納容器内の圧力変化を表わした
のが第４図の圧力曲線図であり、この曲線から明らかな
ように、従来設計の場合（点線）、冷却材喪失事故後は
時間の経過とともに規格化した格納容器内の圧力はだん
だん高くなるが、本発明の場合（実線）、格納容器減圧
装置が作動すると、格納容器内の圧力はだんだん低下す
ることが分かる。なお、格納容器減圧配管系Ｂ側に切替
えて処理することも可能である。
射能検出器25により検出される格納容器１内の気体の放
射能レベルの高い場合の放出経路を示す。すなわち、格
納容器１内の水蒸気および放射能レベルの高い気体は、
格納容器減圧配管系Ａすなわち格納容器隔離弁29，30、
吸込弁13、放射性気体吸込弁14を通り、ポンプ15、放射
性気体処理装置16、放射性気体止弁17、系統隔離弁35を
経てスタック19より放出される。そして、格納容器１内
の圧力が低くなると、格納容器隔離弁29，30、吸込弁1
3、放射性気体吸込弁14、放射性気体止弁17は自動的に
閉じる。そして、冷却材喪失事故後バキュームブレーカ
が作動失敗したときの格納容器内の圧力変化を表わした
のが第４図の圧力曲線図であり、この曲線から明らかな
ように、従来設計の場合（点線）、冷却材喪失事故後は
時間の経過とともに規格化した格納容器内の圧力はだん
だん高くなるが、本発明の場合（実線）、格納容器減圧
装置が作動すると、格納容器内の圧力はだんだん低下す
ることが分かる。なお、格納容器減圧配管系Ｂ側に切替
えて処理することも可能である。
第３図は、ドライウエル放射能検出器24、圧力抑制室放
射能検出器25によって検出された格納容器１内の気体の
放射能レベルが低い場合の放出路経路を示す。すなわち
格納容器１内の水蒸気および放射能レベルの低い気体
は、格納容器隔離弁29，30、吸込弁13から止弁18、系統
隔離弁35を通り、スタック19から放出される。そして格
納容器１内の圧力が低くなると、格納容器隔離弁29，3
0、吸込弁13、止弁18は自動的に止まる。そして、残留
熱除去系が機能喪失するという苛酷事故の場合の格納容
器内の圧力変化を表わしたのが第５図の圧力曲線図であ
り、この曲線から分るように従来設計した場合（点
線）、格納容器内の圧力は一時的に上昇した後下り、そ
れから急速に上昇するが、本発明の場合（実線）、格納
容器減圧装置が作動すると一時的に上昇するが格納容器
内の圧力はだんだん低下することが分かる。
射能検出器25によって検出された格納容器１内の気体の
放射能レベルが低い場合の放出路経路を示す。すなわち
格納容器１内の水蒸気および放射能レベルの低い気体
は、格納容器隔離弁29，30、吸込弁13から止弁18、系統
隔離弁35を通り、スタック19から放出される。そして格
納容器１内の圧力が低くなると、格納容器隔離弁29，3
0、吸込弁13、止弁18は自動的に止まる。そして、残留
熱除去系が機能喪失するという苛酷事故の場合の格納容
器内の圧力変化を表わしたのが第５図の圧力曲線図であ
り、この曲線から分るように従来設計した場合（点
線）、格納容器内の圧力は一時的に上昇した後下り、そ
れから急速に上昇するが、本発明の場合（実線）、格納
容器減圧装置が作動すると一時的に上昇するが格納容器
内の圧力はだんだん低下することが分かる。
［発明の効果］ 以上説明したように、本発明によれば、大規模破断事故
時にバキュームブレーカの作動失敗あるいは異常な過渡
変化後残留熱除去系の機能喪失等の苛酷事故により格納
容器内で発生する水蒸気、非凝縮性気体および粒子状放
射性物質を、温度検出器、圧力検出器、放射能検出器の
いずれかの検出値が所定値以上の場合に格納容器減圧配
管系を起動し、しかもこの検出値の値に対応して処理経
路を選択することにより有効に処理することができるた
め、格納容器内の圧力上昇が抑制され、格納容器の健全
性を維持することができ、合わせて環境への放射能放出
量を大幅に低減できる。
時にバキュームブレーカの作動失敗あるいは異常な過渡
変化後残留熱除去系の機能喪失等の苛酷事故により格納
容器内で発生する水蒸気、非凝縮性気体および粒子状放
射性物質を、温度検出器、圧力検出器、放射能検出器の
いずれかの検出値が所定値以上の場合に格納容器減圧配
管系を起動し、しかもこの検出値の値に対応して処理経
路を選択することにより有効に処理することができるた
め、格納容器内の圧力上昇が抑制され、格納容器の健全
性を維持することができ、合わせて環境への放射能放出
量を大幅に低減できる。
【図面の簡単な説明】 第１図ないし第３図はいずれも本発明の一実施例を示す
もので、第１図は大規模破断事故時にバキュームブレー
カの作動失敗した場合の本実施例の系統図、第２図およ
び第３図はそれぞれ残留熱除去系が機能喪失した場合の
格納容器内の放射能濃度が高い場合および低い場合の本
実施例の系統図である。また、第４図は第１図の場合の
圧力抑制空間部の圧力曲線図、第５図は第２図および第
３図の場合の圧力抑制室空間部の圧力曲線図である。 １……格納容器、２……ダイヤフロムフロア ３……ドライウエル、４……圧力抑制室 ５……原子炉圧力容器、８……圧力抑制プール ９……圧力抑制空間部、10……ベント管 11……バキュームブレーカ、12……原子炉建屋 16……放射性気体処理装置、19……スタック 21……圧力逃しタンク、24，25……放射能検出器 26……温度検出器、27，28……圧力検出器
もので、第１図は大規模破断事故時にバキュームブレー
カの作動失敗した場合の本実施例の系統図、第２図およ
び第３図はそれぞれ残留熱除去系が機能喪失した場合の
格納容器内の放射能濃度が高い場合および低い場合の本
実施例の系統図である。また、第４図は第１図の場合の
圧力抑制空間部の圧力曲線図、第５図は第２図および第
３図の場合の圧力抑制室空間部の圧力曲線図である。 １……格納容器、２……ダイヤフロムフロア ３……ドライウエル、４……圧力抑制室 ５……原子炉圧力容器、８……圧力抑制プール ９……圧力抑制空間部、10……ベント管 11……バキュームブレーカ、12……原子炉建屋 16……放射性気体処理装置、19……スタック 21……圧力逃しタンク、24，25……放射能検出器 26……温度検出器、27，28……圧力検出器
Claims (1)
- 【請求項１】原子炉圧力容器を収納するドライウエルを
有する格納容器と、この格納容器の下部に形成されプー
ル水を貯溜する圧力抑制室と、一端が前記ドライウエル
に開放され他端が前記圧力抑制室のプール水に開放され
バキュームブレーカを有するベント管と、一端が前記ド
ライウエル及び圧力抑制室の空間部に開放され他端がス
タックに接続された格納容器減圧配管と、この格納容器
減圧配管に配設され前記格納容器から導かれる放射性物
質を吸収する放射性物質吸収材が収納された圧力逃しタ
ンクと、前記格納容器減圧配管に配設され前記格納容器
から導かれる放射性気体を処理する放射性気体処理装置
と、前記圧力抑制室に配設されたプール水の水温を常時
検出する温度検出器と、前記圧力抑制室に配設され圧力
抑制室の空間部の圧力を常時検出する圧力検出器と、前
記格納容器内に配設され格納容器内の放射能を常時検出
する放射能検出器と、前記原子炉圧力容器に接続された
配管が破断する配管破断後にバキュームブレーカが機能
喪失するまたは異常な過渡変化後に残留熱除去系が機能
喪失する苛酷事故時に前記温度検出器、圧力検出器、放
射能検出器のいずれかの検出値が所定値以上の場合にし
かもこの検出値の値に対応して選択的に開動作する前記
格納容器減圧配管の前記圧力逃しタンク及び放射性気体
処理装置の上流側に配設された開閉弁とから成ることを
特徴とする格納容器減圧装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58139348A JPH0658421B2 (ja) | 1983-08-01 | 1983-08-01 | 格納容器減圧装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58139348A JPH0658421B2 (ja) | 1983-08-01 | 1983-08-01 | 格納容器減圧装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6031091A JPS6031091A (ja) | 1985-02-16 |
| JPH0658421B2 true JPH0658421B2 (ja) | 1994-08-03 |
Family
ID=15243231
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58139348A Expired - Lifetime JPH0658421B2 (ja) | 1983-08-01 | 1983-08-01 | 格納容器減圧装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0658421B2 (ja) |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63229390A (ja) * | 1987-03-18 | 1988-09-26 | 株式会社日立製作所 | 原子炉 |
| JP2772053B2 (ja) * | 1989-08-21 | 1998-07-02 | 株式会社東芝 | 原子炉格納容器のベント装置及び内圧低減方法 |
| US5596613A (en) * | 1995-03-10 | 1997-01-21 | General Electric Company | Pressure suppression containment system for boiling water reactor |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS57128896A (en) * | 1981-02-04 | 1982-08-10 | Hitachi Ltd | Processing system for liquefying rare gas in reactor container at accident |
-
1983
- 1983-08-01 JP JP58139348A patent/JPH0658421B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6031091A (ja) | 1985-02-16 |
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