JPH1194979A - 格納容器ベント設備 - Google Patents
格納容器ベント設備Info
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- JPH1194979A JPH1194979A JP9256448A JP25644897A JPH1194979A JP H1194979 A JPH1194979 A JP H1194979A JP 9256448 A JP9256448 A JP 9256448A JP 25644897 A JP25644897 A JP 25644897A JP H1194979 A JPH1194979 A JP H1194979A
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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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】現有設備を利用した最小限の設備構成を以っ
て、格納容器内に放出された放射性希ガスを減衰させ、
環境への放出放射能量を低減させる。 【解決手段】万が一、炉心損傷に至るような事態に至
り、大量の放射性物質が格納容器内に放出されたとして
も、不活性ガス系配管と主蒸気配管を連通する連通配管
の隔離弁操作により、放射性希ガスは、希ガスホールド
アップ塔で保持される。
て、格納容器内に放出された放射性希ガスを減衰させ、
環境への放出放射能量を低減させる。 【解決手段】万が一、炉心損傷に至るような事態に至
り、大量の放射性物質が格納容器内に放出されたとして
も、不活性ガス系配管と主蒸気配管を連通する連通配管
の隔離弁操作により、放射性希ガスは、希ガスホールド
アップ塔で保持される。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、既設の放射性気体
廃棄物処理施設より、事故時の放射性気体物質の放出を
低減させる格納容器ベント設備に関する。
廃棄物処理施設より、事故時の放射性気体物質の放出を
低減させる格納容器ベント設備に関する。
【０００２】
【従来の技術】原子力発電施設は、運転中に想定される
様々な異常・故障に対して、これらの発生を防止すると
ともに、発生した場合の影響を緩和するように工学的安
全施設を設置しており、炉心の損傷に至ることは殆ど考
えられないが、深層防護の観点から、これらの安全設備
の機能が失われ、万が一、炉心の損傷に至る事故の発生
を仮定した場合についても、損傷した炉心から放射性物
質が格納容器に放出された場合に、環境への放出放射能
を低減する設備が設置されている場合がある。
様々な異常・故障に対して、これらの発生を防止すると
ともに、発生した場合の影響を緩和するように工学的安
全施設を設置しており、炉心の損傷に至ることは殆ど考
えられないが、深層防護の観点から、これらの安全設備
の機能が失われ、万が一、炉心の損傷に至る事故の発生
を仮定した場合についても、損傷した炉心から放射性物
質が格納容器に放出された場合に、環境への放出放射能
を低減する設備が設置されている場合がある。
【０００３】このような設備を具備した原子炉の例とし
ては、「特開昭63−253295号公報に提案された原子力設
備の圧力放出および装置（出願人：シーメンス，アクチ
ェンゲゼルシヤフト 発明者：ベルント，エカルト）が
ある。本例では、前記事故に対応するための設備とし
て、ベンチュリ洗浄器及び金属繊維フィルタを有するタ
イプの放射能低減装置を設置し、事故時に発生する放射
能を低減した後に環境へ放出する手段を具備している。
ては、「特開昭63−253295号公報に提案された原子力設
備の圧力放出および装置（出願人：シーメンス，アクチ
ェンゲゼルシヤフト 発明者：ベルント，エカルト）が
ある。本例では、前記事故に対応するための設備とし
て、ベンチュリ洗浄器及び金属繊維フィルタを有するタ
イプの放射能低減装置を設置し、事故時に発生する放射
能を低減した後に環境へ放出する手段を具備している。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】「特開昭63−253295号
公報に提案された原子力設備の圧力放出および装置」に
記載の従来技術は、事故時に発生する放射性物質を直接
環境へ放出することを廃止し、ベンチュリ洗浄器による
水のスクラビング効果による放射性物質の除去を図ると
ともに、金属繊維性のフィルタによるフィルタへの吸着
効果による放射性物質の除去を図り、事故時に放出され
る放射性物質を低減する技術である。
公報に提案された原子力設備の圧力放出および装置」に
記載の従来技術は、事故時に発生する放射性物質を直接
環境へ放出することを廃止し、ベンチュリ洗浄器による
水のスクラビング効果による放射性物質の除去を図ると
ともに、金属繊維性のフィルタによるフィルタへの吸着
効果による放射性物質の除去を図り、事故時に放出され
る放射性物質を低減する技術である。
【０００５】しかしながら、このような技術では、事故
時に発生する放射性物質（事故時には、気体状物質（希
ガス），エアロゾル状物質（ＣｓＩ等)，粒子状物質が
発生)のうち、エアロゾル状物質と粒子状物質は前記技
術で低減可能であるが、気体状放射性物質（希ガス）の
放出量低減は不可能であった。また、前記技術で気体状
放射性物質（希ガス）の放出量低減を図るためには、前
記技術の装置に気体状放射性物質（希ガス）の放出量低
減装置を追設することが必要となり、過剰な設備，コス
ト高となる問題点があった。
時に発生する放射性物質（事故時には、気体状物質（希
ガス），エアロゾル状物質（ＣｓＩ等)，粒子状物質が
発生)のうち、エアロゾル状物質と粒子状物質は前記技
術で低減可能であるが、気体状放射性物質（希ガス）の
放出量低減は不可能であった。また、前記技術で気体状
放射性物質（希ガス）の放出量低減を図るためには、前
記技術の装置に気体状放射性物質（希ガス）の放出量低
減装置を追設することが必要となり、過剰な設備，コス
ト高となる問題点があった。
【０００６】本発明の目的は、気体状放射性物質（希ガ
ス）についても既存設備である放射性気体廃棄物処理施
設により低減した後に環境放出する方法を提供すること
にある。（事故時に発生したエアロゾル物質及び粒子状
物質を格納容器内のプール水のスクラビング効果で低減
する。）
ス）についても既存設備である放射性気体廃棄物処理施
設により低減した後に環境放出する方法を提供すること
にある。（事故時に発生したエアロゾル物質及び粒子状
物質を格納容器内のプール水のスクラビング効果で低減
する。）
【０００７】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、本発明では、不活性ガス系配管と主蒸気配管を連通
する配管を設置し、この連通配管に開閉可能な隔離弁と
気密性維持のための隔離板を設け、隔離弁については中
央制御室から開閉操作可能な構成とした。
に、本発明では、不活性ガス系配管と主蒸気配管を連通
する配管を設置し、この連通配管に開閉可能な隔離弁と
気密性維持のための隔離板を設け、隔離弁については中
央制御室から開閉操作可能な構成とした。
【０００８】このような構成とすることにより、万が
一、炉心損傷に至るような事態に至り、大量の放射性物
質が格納容器内に放出されたとしても、不活性ガス系配
管と主蒸気配管を連通する配管及び前記配管に設置され
た隔離弁操作により、エアロゾル状放射性物質及び粒子
状放射性物質を格納容器内のプール水のスクラビング効
果で低減して環境放出するとともに、気体状放射性物質
は主蒸気配管を経由し復水器から放射性気体廃棄物処理
系へと導出され、希ガスホールドアップ塔で保持され
る。希ガスホールドアップ塔で気体状放射性物質は一定
時間保持されることにより減衰し、環境への放出放射能
量を低減することができる。
一、炉心損傷に至るような事態に至り、大量の放射性物
質が格納容器内に放出されたとしても、不活性ガス系配
管と主蒸気配管を連通する配管及び前記配管に設置され
た隔離弁操作により、エアロゾル状放射性物質及び粒子
状放射性物質を格納容器内のプール水のスクラビング効
果で低減して環境放出するとともに、気体状放射性物質
は主蒸気配管を経由し復水器から放射性気体廃棄物処理
系へと導出され、希ガスホールドアップ塔で保持され
る。希ガスホールドアップ塔で気体状放射性物質は一定
時間保持されることにより減衰し、環境への放出放射能
量を低減することができる。
【０００９】このように、格納容器内プール水及び放射
性気体廃棄物処理系という現行の原子力施設に設置して
いる設備を有効利用することにより、事故時に発生する
放射性物質を低減することができる。
性気体廃棄物処理系という現行の原子力施設に設置して
いる設備を有効利用することにより、事故時に発生する
放射性物質を低減することができる。
【００１０】
【発明の実施の形態】実施の形態を図１を用いて説明す
る。図１は軽水型原子力発電所の原子炉格納容器，ター
ビン設備，放射性気体廃棄物処理設備の例を示してい
る。原子炉格納容器１の内部には、原子炉２と、原子炉
上部空間３と、原子炉下部空間４と、原子炉下部空間４
に隣接する水プール５及び水プール水面上部空間６が設
けられている。
る。図１は軽水型原子力発電所の原子炉格納容器，ター
ビン設備，放射性気体廃棄物処理設備の例を示してい
る。原子炉格納容器１の内部には、原子炉２と、原子炉
上部空間３と、原子炉下部空間４と、原子炉下部空間４
に隣接する水プール５及び水プール水面上部空間６が設
けられている。
【００１１】水プール水面上部空間６には不活性ガス系
配管３１の開口した一端が接続され、格納容器外側には
不可性ガス系格納容器隔離弁３２及び弁３３が設置され
ている。主蒸気配管１１は一端を原子炉２と接続し、も
う一端をタービンと接続している。主蒸気配管１１は格
納容器隔離弁１２，１３，主蒸気止め弁１４，主蒸気加
減弁１５を有し、高圧タービン１６，低圧タービン１７
に原子炉２で発生した蒸気を供給する。
配管３１の開口した一端が接続され、格納容器外側には
不可性ガス系格納容器隔離弁３２及び弁３３が設置され
ている。主蒸気配管１１は一端を原子炉２と接続し、も
う一端をタービンと接続している。主蒸気配管１１は格
納容器隔離弁１２，１３，主蒸気止め弁１４，主蒸気加
減弁１５を有し、高圧タービン１６，低圧タービン１７
に原子炉２で発生した蒸気を供給する。
【００１２】復水器２０はタービンで使用された蒸気を
凝縮するとともに、原子炉２で発生する非凝縮性ガス
（水素，酸素，放射性希ガス）を蒸気式空気抽出器４２
により空気抽出配管４１から排出する。排出された非凝
縮性ガスは、排ガス再結合器４４により水素・酸素が結
合され、活性炭式希ガスホールドアップ塔４７により放
射性希ガスが保持・減衰され、最終的には主排気筒５か
ら環境へ放出される。万が一、原子炉２の炉心が損傷し
原子炉２から損傷炉心が放出された場合を想定すると、
原子炉下部空間４に損傷炉心が放出される。一般に炉心
が損傷した場合、原子炉２から放出される放射性物質
は、希ガス等の気体状物質、Ｃｓ，Ｔｅ等の粒子状物
質、ＣｓＩ等のエアロゾル状物質が想定される。
凝縮するとともに、原子炉２で発生する非凝縮性ガス
（水素，酸素，放射性希ガス）を蒸気式空気抽出器４２
により空気抽出配管４１から排出する。排出された非凝
縮性ガスは、排ガス再結合器４４により水素・酸素が結
合され、活性炭式希ガスホールドアップ塔４７により放
射性希ガスが保持・減衰され、最終的には主排気筒５か
ら環境へ放出される。万が一、原子炉２の炉心が損傷し
原子炉２から損傷炉心が放出された場合を想定すると、
原子炉下部空間４に損傷炉心が放出される。一般に炉心
が損傷した場合、原子炉２から放出される放射性物質
は、希ガス等の気体状物質、Ｃｓ，Ｔｅ等の粒子状物
質、ＣｓＩ等のエアロゾル状物質が想定される。
【００１３】このような事故時には、不活性ガス系格納
容器隔離弁（水プール水面上部空間６側）３２を開放
し、不活性ガス系配管３１から水プール水面上部空間６
の雰囲気ガスを原子炉格納容器１外へ排出することで、
水プール５でのスクラビング効果により粒子状物質・エ
アロゾル状物質は水プール５内で除去される。一方、気
体である希ガスは水のスクラビング効果では除去され
ず、水プール水面上部空間６には原子炉格納容器１内で
除去できない放射性希ガスを含む雰囲気ガス（以下雰囲
気ガス）を有することとなる。
容器隔離弁（水プール水面上部空間６側）３２を開放
し、不活性ガス系配管３１から水プール水面上部空間６
の雰囲気ガスを原子炉格納容器１外へ排出することで、
水プール５でのスクラビング効果により粒子状物質・エ
アロゾル状物質は水プール５内で除去される。一方、気
体である希ガスは水のスクラビング効果では除去され
ず、水プール水面上部空間６には原子炉格納容器１内で
除去できない放射性希ガスを含む雰囲気ガス（以下雰囲
気ガス）を有することとなる。
【００１４】本実施例では、この希ガスの放射能を環境
へ放出する過程における有効な低減効果について、以下
説明する。事故時、万が一、原子炉２の炉心が損傷し、
原子炉格納容器１内の圧力が原子炉格納容器１の最高使
用圧力から原子炉格納容器１の有する実力上最大の圧力
まで上昇した場合、格納容器破損防止の目的で不活性ガ
ス系配管３１の不活性ガス系格納容器隔離弁（水プール
水面上部空間６側）３２を開放し、原子炉格納容器１内
の圧力を低減させる（水プール水面上部空間６側からの
ベントが不可能な状態下においては、不活性ガス系格納
容器隔離弁（原子炉上部空間３側）３２を開放すること
により原子炉格納容器１内の圧力を低減させる）。
へ放出する過程における有効な低減効果について、以下
説明する。事故時、万が一、原子炉２の炉心が損傷し、
原子炉格納容器１内の圧力が原子炉格納容器１の最高使
用圧力から原子炉格納容器１の有する実力上最大の圧力
まで上昇した場合、格納容器破損防止の目的で不活性ガ
ス系配管３１の不活性ガス系格納容器隔離弁（水プール
水面上部空間６側）３２を開放し、原子炉格納容器１内
の圧力を低減させる（水プール水面上部空間６側からの
ベントが不可能な状態下においては、不活性ガス系格納
容器隔離弁（原子炉上部空間３側）３２を開放すること
により原子炉格納容器１内の圧力を低減させる）。
【００１５】この時、不活性ガス系格納容器隔離弁３４
は閉止されており、連通配管隔離弁６１を開放させる。
連通配管隔離板６２は所定の圧力（ここでは事故時に上
昇した原子炉格納容器１内圧力を低下させる目的で設定
した、原子炉格納容器１内ガスの排出（以下ベント）を
開始するための圧力）に到達すると、隔離状態を喪失す
る機能を有しており、連通配管隔離弁６１の開放、原子
炉格納容器１の圧力上昇により連通配管隔離板６２の隔
離機能は喪失し、不活性ガス系配管３１内のガスが主蒸
気配管１１側に流出する。
は閉止されており、連通配管隔離弁６１を開放させる。
連通配管隔離板６２は所定の圧力（ここでは事故時に上
昇した原子炉格納容器１内圧力を低下させる目的で設定
した、原子炉格納容器１内ガスの排出（以下ベント）を
開始するための圧力）に到達すると、隔離状態を喪失す
る機能を有しており、連通配管隔離弁６１の開放、原子
炉格納容器１の圧力上昇により連通配管隔離板６２の隔
離機能は喪失し、不活性ガス系配管３１内のガスが主蒸
気配管１１側に流出する。
【００１６】ここで、この連通配管６３は、主蒸気配管
１１と不活性ガス系配管３１の位置（配置）関係を把握
し最短なるルートを採用する。
１１と不活性ガス系配管３１の位置（配置）関係を把握
し最短なるルートを採用する。
【００１７】具体的には、不活性ガス系配管側は、原子
炉上部空間３からの配管と水プール水面上部空間６から
の配管の合流箇所から不活性ガス系格納容器隔離弁３３
（原子炉建屋換気空調系へ接続している隔離弁と非常用
ガス処理系へ接続している隔離弁の２つを有する）まで
の配管が接続の対象となり、一方、主蒸気配管側は、主
蒸気系格納容器隔離弁１２，１３から主蒸気トンネル室
内の配管が接続の対象となる。
炉上部空間３からの配管と水プール水面上部空間６から
の配管の合流箇所から不活性ガス系格納容器隔離弁３３
（原子炉建屋換気空調系へ接続している隔離弁と非常用
ガス処理系へ接続している隔離弁の２つを有する）まで
の配管が接続の対象となり、一方、主蒸気配管側は、主
蒸気系格納容器隔離弁１２，１３から主蒸気トンネル室
内の配管が接続の対象となる。
【００１８】主蒸気配管１１は、主蒸気系格納容器隔離
弁１２，１３以降はタービン建屋へ配置されているた
め、不活性ガス処理系が原子炉建屋内に配置されている
ことを考慮すれば、主蒸気系格納容器隔離弁１２，１３
からタービン建屋までの配管で接続する。
弁１２，１３以降はタービン建屋へ配置されているた
め、不活性ガス処理系が原子炉建屋内に配置されている
ことを考慮すれば、主蒸気系格納容器隔離弁１２，１３
からタービン建屋までの配管で接続する。
【００１９】これに対して、不活性ガス系配管３１は、
この主蒸気配管１１と最短ルートでの接続とするために
は、主蒸気配管１１と同等レベルに配置されていて、主
蒸気配管１１に最短位置にある箇所で接続することが最
短ルートとなる。このような連通配管構成とすることに
より、ベント接続ラインが最短化され、配管コスト等が
低減できる。
この主蒸気配管１１と最短ルートでの接続とするために
は、主蒸気配管１１と同等レベルに配置されていて、主
蒸気配管１１に最短位置にある箇所で接続することが最
短ルートとなる。このような連通配管構成とすることに
より、ベント接続ラインが最短化され、配管コスト等が
低減できる。
【００２０】次に、主蒸気系格納容器隔離弁１２，１３
を閉止することにより、水プール水面上部空間６の雰囲
気ガスはタービン側に流出するが、水プール水面上部空
間６の雰囲気ガスがタービンに流出することはタービン
設備を放射能汚染させるため、主蒸気止め弁１４，主蒸
気加減弁１５を閉止し、タービンバイパス弁を開放し
て、タービンバイパス配管を通して復水器に流出する。
を閉止することにより、水プール水面上部空間６の雰囲
気ガスはタービン側に流出するが、水プール水面上部空
間６の雰囲気ガスがタービンに流出することはタービン
設備を放射能汚染させるため、主蒸気止め弁１４，主蒸
気加減弁１５を閉止し、タービンバイパス弁を開放し
て、タービンバイパス配管を通して復水器に流出する。
【００２１】雰囲気ガスは空気抽出配管４１を経由し、
蒸気式空気抽出器４２，排ガス予熱器４３，排ガス再結
合器４４，排ガス復水器４５，排ガス除湿冷却器４６，
活性炭式希ガスホールドアップ塔４７，排ガスフィルタ
４８，蒸気式排ガス抽出器４９，排ガスブロワ５０から
構成される放射性気体廃棄物処理設備に導出され、放射
性気体廃棄物処理設備の排ガスブロワ５０に吸引される
ことにより主排気筒５１から環境に放出される。
蒸気式空気抽出器４２，排ガス予熱器４３，排ガス再結
合器４４，排ガス復水器４５，排ガス除湿冷却器４６，
活性炭式希ガスホールドアップ塔４７，排ガスフィルタ
４８，蒸気式排ガス抽出器４９，排ガスブロワ５０から
構成される放射性気体廃棄物処理設備に導出され、放射
性気体廃棄物処理設備の排ガスブロワ５０に吸引される
ことにより主排気筒５１から環境に放出される。
【００２２】このような構成とすることにより、雰囲気
ガス中の放射性希ガスは、既設原子力発電所に設けられ
ている放射性気体廃棄物処理設備の活性炭式希ガスホー
ルドアップ塔４７の活性炭内に滞留することにより減衰
し、放射能レベルを低減することができる。また、主蒸
気配管１１，復水器２０、放射性気体廃棄物処理設備内
を通過するのに要する時間も希ガスを減衰させる要因と
成り得る。
ガス中の放射性希ガスは、既設原子力発電所に設けられ
ている放射性気体廃棄物処理設備の活性炭式希ガスホー
ルドアップ塔４７の活性炭内に滞留することにより減衰
し、放射能レベルを低減することができる。また、主蒸
気配管１１，復水器２０、放射性気体廃棄物処理設備内
を通過するのに要する時間も希ガスを減衰させる要因と
成り得る。
【００２３】実施の第二の形態を図２を用いて説明す
る。構成は第一の実施の形態と同様であり、第二実施例
では一端が水プール水面上部空間６に接続している不活
性ガス系配管３１及び不活性ガス系格納容器隔離弁（水
プール水面上部空間側）３２を使用する。この実施例に
より、水プール水面上部空間６の水プールによるスクラ
ビング効果で希ガス以外の放射性物質を除去したベント
が可能である。
る。構成は第一の実施の形態と同様であり、第二実施例
では一端が水プール水面上部空間６に接続している不活
性ガス系配管３１及び不活性ガス系格納容器隔離弁（水
プール水面上部空間側）３２を使用する。この実施例に
より、水プール水面上部空間６の水プールによるスクラ
ビング効果で希ガス以外の放射性物質を除去したベント
が可能である。
【００２４】実施の第三の形態を図３を用いて説明す
る。構成は第一の実施の形態と同様であり、第三実施例
では一端が原子炉上部空間３に接続している不活性ガス
系配管３１及び不活性ガス系格納容器隔離弁（原子炉上
部空間側）３３を使用する。この実施例により、水プー
ル水面上部空間６からのベントが不可能な状態下におい
て、原子炉上部空間３からのベントが可能であり、第一
実施例と同様に、希ガス放出量の低減効果が期待でき
る。
る。構成は第一の実施の形態と同様であり、第三実施例
では一端が原子炉上部空間３に接続している不活性ガス
系配管３１及び不活性ガス系格納容器隔離弁（原子炉上
部空間側）３３を使用する。この実施例により、水プー
ル水面上部空間６からのベントが不可能な状態下におい
て、原子炉上部空間３からのベントが可能であり、第一
実施例と同様に、希ガス放出量の低減効果が期待でき
る。
【００２５】実施の第四の形態を図４を用いて説明す
る。構成は第一の実施の形態と同様であり、第四実施例
では連通配管６３に設けられている隔離弁についての実
施例を説明する。第一に、連通配管隔離弁６１の主蒸気
配管１１側の連通配管６３に連通配管逆止弁６４を設置
する。これにより、通常運転時の連通配管隔離弁６１の
誤開放に対して主蒸気系の蒸気を大量に不活性ガス処理
系に流出することを防止することが可能となる。
る。構成は第一の実施の形態と同様であり、第四実施例
では連通配管６３に設けられている隔離弁についての実
施例を説明する。第一に、連通配管隔離弁６１の主蒸気
配管１１側の連通配管６３に連通配管逆止弁６４を設置
する。これにより、通常運転時の連通配管隔離弁６１の
誤開放に対して主蒸気系の蒸気を大量に不活性ガス処理
系に流出することを防止することが可能となる。
【００２６】第二に、連通配管隔離弁６１の操作方法に
ついて、中央制御室からの運転員の手動遠隔操作と自動
操作の両者を可能とする設備とする。運転員の手動遠隔
操作については、連通配管隔離弁６１を中央制御室から
の遠隔手動弁とすることで達成可能である。この場合、
連通配管隔離弁６１は、開閉操作が幾度も可能な弁を設
置する、開度調節が可能な弁を設置することも本実施例
で適用する。
ついて、中央制御室からの運転員の手動遠隔操作と自動
操作の両者を可能とする設備とする。運転員の手動遠隔
操作については、連通配管隔離弁６１を中央制御室から
の遠隔手動弁とすることで達成可能である。この場合、
連通配管隔離弁６１は、開閉操作が幾度も可能な弁を設
置する、開度調節が可能な弁を設置することも本実施例
で適用する。
【００２７】自動操作については、格納容器内ベント開
始圧力に到達した時点で連通配管隔離弁６１が自動開放
となるシステム構成とする。尚、第四の実施例は、第一
〜第三の実施例の全てに適用される。
始圧力に到達した時点で連通配管隔離弁６１が自動開放
となるシステム構成とする。尚、第四の実施例は、第一
〜第三の実施例の全てに適用される。
【００２８】
【発明の効果】本発明によれば、格納容器内に放出され
た放射性希ガスを、格納容器破損防止の観点から環境に
放出（ベント）する際に、現有設備を利用して放射性希
ガスを減衰させ、環境への放出放射能量を低減できる。
た放射性希ガスを、格納容器破損防止の観点から環境に
放出（ベント）する際に、現有設備を利用して放射性希
ガスを減衰させ、環境への放出放射能量を低減できる。
【００２９】また、本発明によれば、最小限の設備によ
り事故時の格納容器ベントが達成されるため、合理的か
つコスト低減な設備を提供できる。
り事故時の格納容器ベントが達成されるため、合理的か
つコスト低減な設備を提供できる。
【図１】本発明の原子炉格納容器の第１の実施例を示す
図である。
図である。
【図２】本発明の原子炉格納容器の第２の実施例を示す
図である。
図である。
【図３】本発明の原子炉格納容器の第３の実施例を示す
図である。
図である。
【図４】本発明の原子炉格納容器の第４の実施例を示す
図である。
図である。
１…原子炉格納容器、２…原子炉、３…原子炉上部空
間、４…原子炉下部空間、５…水プール、６…水プール
水面上部空間、１１…主蒸気配管、１２…主蒸気系格納
容器隔離弁（内側）、１３…主蒸気系格納容器隔離弁
（外側）、１４…主蒸気止め弁、１５…主蒸気加減弁、
１６…高圧タービン、１７…低圧タービン、１８…ター
ビンバイパス系配管、１９…タービンバイパス弁、２０
…復水器、３１…不活性ガス系配管、３２…不活性ガス
系格納容器隔離弁（水プール水面上部空間側）、３３…
不活性ガス系格納容器隔離弁（原子炉上部空間側）、３
４…不活性ガス系格納容器隔離弁、４１…空気抽出系配
管、４２…蒸気式空気抽出器、４３…排ガス予熱器、４
４…排ガス再結合器、４５…排ガス復水器、４６…排ガ
ス除湿冷却器、４７…活性炭式希ガスホールドアップ
塔、４８…排ガスフィルタ、４９…蒸気式排ガス抽出
器、５０…排ガスブロワ、５１…主排気筒、６１…連通
配管隔離弁、６２…連通配管隔離板、６３…連通配管、
６４…連通配管逆止弁。
間、４…原子炉下部空間、５…水プール、６…水プール
水面上部空間、１１…主蒸気配管、１２…主蒸気系格納
容器隔離弁（内側）、１３…主蒸気系格納容器隔離弁
（外側）、１４…主蒸気止め弁、１５…主蒸気加減弁、
１６…高圧タービン、１７…低圧タービン、１８…ター
ビンバイパス系配管、１９…タービンバイパス弁、２０
…復水器、３１…不活性ガス系配管、３２…不活性ガス
系格納容器隔離弁（水プール水面上部空間側）、３３…
不活性ガス系格納容器隔離弁（原子炉上部空間側）、３
４…不活性ガス系格納容器隔離弁、４１…空気抽出系配
管、４２…蒸気式空気抽出器、４３…排ガス予熱器、４
４…排ガス再結合器、４５…排ガス復水器、４６…排ガ
ス除湿冷却器、４７…活性炭式希ガスホールドアップ
塔、４８…排ガスフィルタ、４９…蒸気式排ガス抽出
器、５０…排ガスブロワ、５１…主排気筒、６１…連通
配管隔離弁、６２…連通配管隔離板、６３…連通配管、
６４…連通配管逆止弁。
Claims (4)
- 【請求項１】原子炉を内包する原子炉圧力容器，原子炉
圧力容器を格納する原子炉格納容器，圧力容器と連通し
格納容器を貫通する主蒸気配管，前記格納容器と連通す
る格納容器内の窒素濃度を制御する系統（不活性ガス
系）の配管(不活性ガス系配管)、から構成される原子炉
において、前記主蒸気配管と前記不活性ガス系配管を接
続する配管を有することを特徴とする格納容器ベント設
備。 - 【請求項２】請求項１の格納容器ベント設備において、
事故時に原子炉格納容器内に保有されている放射性物質
を、前記主蒸気配管側に放出するための開閉操作が可能
な隔離弁を、前記主蒸気配管と前記不活性ガス系配管を
接続する連通配管に設けることを特徴とする格納容器ベ
ント設備。 - 【請求項３】請求項２の格納容器ベント設備において、
通常運転時には前記主蒸気配管から前記不活性ガス系配
管への漏えいを阻止する機能を有し、事故時には設定さ
れた圧力を超えた場合に自動的に開放する機能を有する
隔離板を前記連通配管に設けることを特徴とする格納容
器ベント設備。 - 【請求項４】請求項３の格納容器ベント設備において、
事故時に原子炉格納容器内に保有されている放射性物質
を、前記隔離弁及び前記隔離板の開放により、前記主蒸
気配管と前記不活性ガス系配管を接続する配管を通し
て、主蒸気配管及び放射性気体廃棄物処理施設を介して
排気筒から放出される構成を特徴とする格納容器ベント
設備。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP9256448A JPH1194979A (ja) | 1997-09-22 | 1997-09-22 | 格納容器ベント設備 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP9256448A JPH1194979A (ja) | 1997-09-22 | 1997-09-22 | 格納容器ベント設備 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH1194979A true JPH1194979A (ja) | 1999-04-09 |
Family
ID=17292799
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP9256448A Pending JPH1194979A (ja) | 1997-09-22 | 1997-09-22 | 格納容器ベント設備 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH1194979A (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2014010080A (ja) * | 2012-06-29 | 2014-01-20 | Toshiba Corp | 原子力プラントおよび静的格納容器冷却系 |
| CN109887620A (zh) * | 2019-03-20 | 2019-06-14 | 江苏核电有限公司 | 一种一回路氢气吹扫装置及其吹扫方法 |
| CN113188598A (zh) * | 2021-04-28 | 2021-07-30 | 哈尔滨工程大学 | 一种研究蒸汽发生器内放射性物质滞留特性的实验系统 |
| JP2021189042A (ja) * | 2020-05-29 | 2021-12-13 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力発電プラント |
-
1997
- 1997-09-22 JP JP9256448A patent/JPH1194979A/ja active Pending
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2014010080A (ja) * | 2012-06-29 | 2014-01-20 | Toshiba Corp | 原子力プラントおよび静的格納容器冷却系 |
| EP2680272A3 (en) * | 2012-06-29 | 2016-06-01 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Nuclear power plant and passive containment cooling system |
| US9697914B2 (en) | 2012-06-29 | 2017-07-04 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Nuclear power plant and passive containment cooling system |
| CN109887620A (zh) * | 2019-03-20 | 2019-06-14 | 江苏核电有限公司 | 一种一回路氢气吹扫装置及其吹扫方法 |
| JP2021189042A (ja) * | 2020-05-29 | 2021-12-13 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力発電プラント |
| CN113188598A (zh) * | 2021-04-28 | 2021-07-30 | 哈尔滨工程大学 | 一种研究蒸汽发生器内放射性物质滞留特性的实验系统 |
| CN113188598B (zh) * | 2021-04-28 | 2023-11-17 | 哈尔滨工程大学 | 一种研究蒸汽发生器内放射性物质滞留特性的实验系统 |
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