JPS6040992A - 原子炉格納容器雰囲気浄化設備 - Google Patents

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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の技術分野〕 本発明は原子炉格納容器雰囲気処理設備に関する。

〔発明の技術的背景〕

一般に、沸騰水型原子力発電所における原子炉建屋／に
は、第１図に示すように、原子炉格納容器λが設置され
ている。

この原子炉格納容器コは、原子炉圧力容器３及び各種電
気機器（図示せず）等を収納するドライウェルグと、大
容量の水を貯留するザゾレッショ７ｆエンパｊと、この
両者を結ぶベント管乙とからなり、さらにサブレッショ
ンテエンノ々ｊ内にはダウンカマ７が設置された構造と
なっている。そして、配管破断等号−の事故が発生し、
原子炉圧力容器３内の冷却材がドライウェル≠に放出さ
れた場合、この冷却材をベント管を及びダウンカマ７を
通じてサブレッジ菅ンテエンノ々！へ導キ、ここで冷却
凝縮してドライウェル弘内の圧力上昇を抑制するように
している。

通常、冷却材をサブレッジ習ンテエンノ々！へ導く際に
は放射性物質も共に移行するが、事故時には過剰の放射
性物質がドライウェル弘内に残留するおそれがある。

そこで、この放射性物質を処理するため、佛騰水型原子
力発電所においては非常用ガス処理系ｇが設けられてい
る。この非常用ガス処理系ｇは、常閉隔離弁り、フィル
タｉｏ、常閉隔離弁／／及びブロワ／Ｊがこの順に介装
された配管１３を含んで構成され、ドライウェル≠又は
原子炉建屋／内の放射性雰囲気をブロワ／、２にて吸引
し、フィルタ１０で放射性雰囲気中に含まれる放射性物
質（主にヨウ素）を除去し、その排気を図示しない排気
筒から高所排出するようにしている。

このようにして、万一の事故を想定した場合でも、排気
筒から周辺環境への放射性物質の放出を最小限に止める
ようにしているが、さらに万全を期し周辺環境への放射
性物質の放出を極力押えるべくドライウェルスプレィ装
置（図示せず）が設けられている。そして、万一の事故
時にドライウェル内上部のスプレィヘッダ（図示せず）
から水をスプレィして浮遊している放射性物質（主にヨ
ウ素）を除去するようにしている。また、このドライウ
ェルスプレィ装置はドライウェルμ内に漏出してくる蒸
気および非圧縮性ガスを冷却し、ドライウェル弘内の圧
力および温度を低下させる作用をなす。

第２図は、スプレィ散水した場合の洗い落とし効果の実
験例を示している。この図からも明らかなように、液相
ヨウ素濃度が高い程除染係数（汚染除去の前後の放射能
のレベルオたは濃度の比）が低く、事故時の液相ヨウ素
濃度の上限である７、２１近傍では除染係数が約１０θ
となっていることが分かる。なお、この場合スプレィ水
のｐＨ値をｊ、ｊとしている。

以上の如く、従来設備では原子炉格納容器λの雰囲気を
処理することとしている。

〔背景技術の問題点〕

しかしながら、このようにスプレィ散水を行った場合に
は、ドライウェル弘内の電気機器勢も水に浸漬されるこ
ととなり、その機器等の機能が損われる可能性がある。

〔発明の目的〕

本発明は、かかる点に鑑みカされたもので、万一の事故
の際、ドライウェル内の圧力および温度を低下させると
共に、浮遊している放射性物質を効果的に除去でき、し
かもドライウェル内の電気機器等に悪影響を与えない簡
易な設備を提供することを目的とする。

〔発明の概要〕

本発明は、かかる目的を達成するため、原子炉圧力容器
等を収納するドライウェルと、大容量の水を貯留するサ
ブレッションテエンパとを含んでなる原子炉格納容器に
おいて、前記ドライウェルとサツレソションテエンノ々
とを連結しドライウェル内のガスを直接サブレッション
チェンノ々の貯留水中に導入する配管を設けている。

〔発明の実施例〕

以下、本発明を図面に示す実施例に基づいて説明する。

なお、従来と同一部分については同一符号を付し、その
説明は省略する。

第３図は本発明に係る原子炉格納容器雰囲気浄化設備の
実廊例を示す概略構成図であり・　ドライウェル≠の上
部には、第１の常閉隔離弁／４、プロ’；／　／！；お
よび第一の常閉隔離弁／乙がこの順に介装された配管／
７の入口側が接続されている。一方、この配管／７の出
口側はサブレッションチェンノ々ｊの壁を貫通してこの
ザゾレッションテエンノｅｔ内に臨み、さらにこのサブ
レッジ習ンテエンノ々３に貯留された貯留水ｊａ内に開
口している。なお、第３図中符号／ｇは第１図には図示
されていないが、従来よりある逆止弁を示している。

続いて、この実施例の作用について説明すれば、ドライ
ウェル弘内の放射性雰囲気はブロワ／Ｓにて吸引され、
サツレッションテエンノ々ｊ内の貯留水ｊａ中に吹き出
される。この結果、放射性雰囲気内に含まれる蒸気等の
凝ん性気体および大部分の放射性物質は貯留水ｊａ中に
混入される。一方、窒素等の非圧縮性気体はサゾレッシ
ヲンナエンｄ夕の上部空間に留まり、この留まった非圧
縮性気体は逆止弁／ｇを通じてドライウェルｌ内に戻さ
れる・これにより、サブレッシッンテエンパｊの圧力が
過大となるのが防止される。。

この実施例によれば次のような効果を朶する。

部′し、１゛ライウエルグ内の放射性物ル１４の除去が
できると共に、ドライウェルｌ内の圧力、温度の低減が
図れるので、従来λつの作用１担っていたドライウェル
スプレィ装置が不要となるｔ３１′かりか、簡易な鵬成
にてそれらを実現できるので工期の短縮を図れると共に
、設備面積も小さくで済むという利点がある。

また、従来のようにドライウェルを内に浮遊する放射性
物質の除去の際スプレィ散水を必要としないので、ドラ
イウェルｌ内の霜；気機器ζ”ｉ’　？ｌ：　４ｉＴｈ
うおそれ〃二ない。

さらに配管１７における風量についてＬ−えはＭａｒｋ
−１型格納容器の場合には例えば約３００　ｎ％程度で
も十分機能を発揮できるので、貯留水５ａ中にその′−
１１吹き出しても水力学的振動等が問題となることはな
い。

第ｊ図は本発明に係る原子炉格納容器雰囲気浄化設備の
第一の実施例を示ず概略４：ｊ、ｙ成上である。

この第２の実が５例においては従来よりある可燃性ガス
濃度制御系１９の一部が利用されている。

即ち、可燃性ガス濃度制御系／ｑはドライウェル≠の上
部とザゾレッションチェン・々ｊの上部空間とを連結す
る配管、２０に常閉隔離弁コバブロワ２２、加熱器２３
、再結合器−ｔ、冷却器Δ、セパレータ２６および常閉
隔離弁２７をこの順に介装したものであり、第一の実施
例においては、前記可燃性ガス濃朋処す系ざにおける配
管〃のブロワｎの下流位置かう分岐し、サブレッション
テエン・々３の壁を貫通して貯留水５ａ中に開口する配
％Ｄｇが設けられている。また、この配管２ｇの途中に
は常閉隔離弁、！９が介装されている。

この実施例によれば、常閉隔離弁、、ｌｑを開とするこ
とにより設備が作動するようになっている。

この実施例においては、可溶性ガス濃度制御系どの一部
が共用できるので第１の実施例に比べさらに工期の短縮
が図れると共に、設備面積も小さくなるという利点があ
る。

以上、第１および第２の実施例を説明してきたが、本発
明はかかる実施例に限定されるものではなく、例えば、
第１図に示す非常用ガス処理系ｇにおけるドライウェル
グに接続される配管（図示せず）を利用したものであっ
ても良い。また、ツプレッションチェンノ々Ｓの貯留水
ｊａ中に設けられる逃がし安全弁（図示せず）の介装さ
れた排気管を利用したものであっても良い。但し、自動
減圧系に使用されている排気管を利用することは好まし
くない。自動減圧系は事故後開放秋態となってしまい、
この排気管に注入した場合に原子炉＄１１１に戻ってし
まうおそれがあるからである。

なお、配管／７．２ｇの吹出口の貯留水中における深さ
と除染係数との関係について説明すれば次のようである
。

第３図はこの実験結果の下限の値を示し、この実験によ
れば吹出口の深さが深い程除染係数が高いことが分かる
。なお、この実験においては気泡直径を０．３ｃｍとし
ており、気泡がこれより小さく分かれる場合には除染係
数は更に高くなる。

したがって、例えば、吹出口を貯留水面の下コｍの位置
に設ければ除染係数は約ｉｏｏθとなり、従来に比べ安
全性が著しく向上する。

また、配管／７、ｄにおける必要風量について説明すれ
ば／１０万に′ｗｅ級Ｍａｒｋ−１型格納容器の場合、
ドライウェル≠の空間体積が約３７００−でちるので、
これを、２り時間で吸引するためには約、２ｔｉｏ　ｍ
”／ｈとすれば良い。また、これを仮に１２時間で吸引
する場合にも必要風量は約りＯｎｔ’／ｈであり、小型
のプロワで済む。

〔発明の効果〕

以上説明したように本発明は、原子炉圧力容器等を収納
するドライウェルと、大容量の水を貯留するサツレッシ
ジンチェンノ２とを含んでなる原子炉格納容器において
、前記ドライウェルの外側に、ドライウェルとサブレッ
ションテエンパとを連結しドライウェル内のガスを直接
ザブレッジ冒ンチェンパの貯留水中に導入する配管を設
けているので、従来のドライウェルスプレィ装置が不要
になると共に、万一の事故の場合にもドライウェル内の
電気機器等の性能を損なうことがない。

【図面の簡単な説明】

第７図は従来の沸騰水型原子力発側、所の原子炉建屋お
よび非常用ガス処理系の概略構成図、第一図はスプレィ
による散水を行った場合の液相ヨウ素濃度と除染係数を
表わすグラフ、鎖３図は本発明に係る原子炉格納容器雰
囲気浄化設備の第１の実施例を表わす概略構成図、第φ
図は本発明に係る原子炉格納容器雰囲気浄化θ備の柁ノ
の実施例を表わす概略構成図、第Ｓ図は本発明に係る配
管の吹出口の深さと除染係数との関係を表わすグラフで
ある。 ／・・・原子炉建屋、２・・・原子炉格納容器、グ・・
・ドライウェル、ｊ・・・サブレッションテエンノｚ、
ｓｈ・・・貯留水、１７．２ｇ・・・配管。 第２図 液相ヨウ素濃度（ｍすん） 手続補正書（方式） 昭和犯年１２月２２１コ 特許庁長官　若　杉　和　夫　殿 １、事件の表示 昭和詔年特許願第１４９８１６号 ２、発明の名称 原子炉格納容器雰囲気浄化設備 ３、補正をする者 事件との関係　特許出願人 東京芝浦電気株式会社 （ほか１名） ８、補正の内容 明細書全文を別紙の通り浄書する（内容に変更なし）６

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 ｌ）原子炉圧力容器等を収納するドライウェルと、大容
   量の水を貯留するサブレッジ薗ンチェンノ々とを含んで
   なる原子炉格納容器において、前記ドライウェルの外側
   に、ドライウェルとザプレッションテエンパとを連結し
   ドライウェル内のガスを直接サブレッジ目ンテエンノ々
   の貯留水中に導入する配管を設けたことを特徴とする原
   子炉格納容器雰囲気浄化設備。 ２）前記配管は、可燃性ガス濃度制御系における配管の
   一部を利用してなることを特徴とする特許請求の範囲第
   １項記載の原子炉格納容器雰囲気浄化設備。 ３）前記配管は、非常用ガス処理系における配管の一部
   を利用してなることを特徴とする特許請求の範囲第１項
   記載の原子炉格納容器雰囲気浄化設備。