JPH03235093A

JPH03235093A - 原子炉格納容器減圧装置

Info

Publication number: JPH03235093A
Application number: JP2029680A
Authority: JP
Inventors: Yasuo Osawa; 大澤　康夫
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1990-02-13
Filing date: 1990-02-13
Publication date: 1991-10-21

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】〔発明の目的〕（産業上の利用分野）本発明は原子炉格納容器減圧装置に係り、特に原子炉の
異常時に、原子炉格納容器内に発生した水蒸気および放
射性物質を多量に含有するガスを安全に処理して大気に
放出し、原子炉格納容器内の圧力上昇を防止する原子炉
格納容器減圧装置に関する。

（従来の技術）一般に沸騰水型原子炉では第４図に示すように原子炉圧
力容器１の圧力が過度に上昇するのを防止するために、
この圧力容器内の蒸気をタービン側へ導く主蒸気管２に
通常複数個の逃し安全弁３が設けられる。そして原子炉
圧力容器１の圧力が過度に上昇した場合はこの逃し安全
弁３を作動させて、この圧力容器からの蒸気の一部を原
子炉格納容器４内の圧力抑制プール４ａへ排出させて原
子炉圧力容器１の内圧上昇を抑制している。この圧力抑
制プール４ａは原子炉格納容器４内の下部に配置され、
原子炉格納容器４内の温度、圧力の上昇を抑制するもの
であり、原子炉圧力容器１から排出された蒸気等により
圧力抑制プール４ａ内に貯蔵されたプール水５の温度は
上昇する。

しかし、このプール水５は、ポンプ６、冷却水系７を含
む熱交換器８、スプレー管９およびそれらの機器を接続
する配管等で構成される残留熱除去系（ＲＨＲ８）によ
り冷却され循環する。その結果、この圧力抑制プール４
ａを収納している原子炉格納容器４が設計限界に達する
ほどの過度の圧力上昇は防止される。

従って異常な過度変化が起こり逃し安全弁３が動作しプ
ール水５の温度が上昇した場合、あるいは原子炉圧力容
器１につながる循環配管１０等が破断し原子炉圧力容器
１内の高温の水および水蒸気がベント管１１を通して圧
力抑制プール４ａに流入しプール水５の温度が上昇した
場合においても、上記残留熱除去系が正常に機能をして
いる限り、原子炉格納容器４内の圧力および温度が過度
に上昇することは避けられる。

（発明が解決しようとする課題）しかしながら、この残留熱除去系が正常に機能していな
い場合は、異常な過度変化や小規模配管破断事故が発生
して非常用炉心冷却系１２から原子炉圧力容器１の炉心
に冷却水が注入されても、前記逃し安全弁３または循環
配管１０等から圧力抑制プール４ａへ放出される蒸気が
保有する熱エネルギーが除去される割合は極めて少ない
。

そのために原子炉格納容器４内の圧力、温度が過度に上
昇し、最終的には設計限界を越える危険性が発生する恐
れがある。また、このように原子炉格納容器４内の圧力
、温度が上昇した状態で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または機器の故
障のために閉弁しない場合を想定すると上記逃し安全弁
から高温、高圧の蒸気が圧力抑制プールへ流入し続けて
、圧力抑制プールの温度、および原子炉格納容器内の圧
力、温度が急激に上昇するようになる。

第５図はこの原子炉格納容器内の圧力変化を配管破断事
故発生後の時間経過とともに示したグラフの一例であり
、配管破断事故発生から約１０秒経過後にはこの格納容
器内の圧力が約２．　３ｋｇ／ａＩｒｇ程度まで急に上
昇する状態を示している。また配管破断事故発生後、残
留熱除去系が正常に機能しない場合は第５図に示すよう
に事故発生から約１０４秒経過後は原子炉格納容器内圧
力が直立するように急激に上昇し、原子炉格納容器の設
計限界を越える恐れがある。

このような残留熱除去系が正常に機能しない場合や運転
員の誤操作が重なった場合においても、原子炉格納容器
内に放出されたガス等を安全に処理する設備として第４
図に示すように非常用ガス処理系が設けられている。こ
の非常用ガス処理系は、原子炉格納容器４の上層部およ
び圧力抑制プール４ａから導出され、排気塔１３へ接続
される排気管１４と、この排気管１４の途中に直列また
は並列に配設された隔離弁１５ａ、１５ｂ、１５Ｃと、
非常用ガス処理装置１６とから構成される。

ここで非常用ガス処理装置１６は、よう素のような揮発
性が高い放射性物質をも充分に吸着して除去するチャコ
ールフィルタ（活性炭フィルタ）を多段に連設して形成
される。

そして事故発生時に原子炉格納容器４内に放出されたガ
スは、非常用ガス処理装置１６によって有害な放射性物
質が吸着除去された後に、排気塔１３から大気中に放出
される。その結果、原子炉格納容器４内は減圧されてそ
の健全性が保持される。

しかしながら従来の非常用ガス処理装置は、特殊加工し
たチャコールフィルタにより低濃度の放射性物質をも吸
着して、高い除去効率を確保するように構成されている
ため、循環配管等の破断時に放出される水蒸気を多量に
含むガスを装置内に流すと、吸着性能が急激に劣化する
上に、フィルタ自体の耐圧強度が小さいため、ガス流の
衝撃によって損傷し易いという問題点がある。

一方、発生したガスが非常用ガス処理装置１６をバイパ
スするように隔離弁１５ｂを開放して、原子炉格納容器
４内の発生ガスを大気に放出することは、原子炉設備の
周辺環境を汚染することになる。

本発明は上述のような事情に鑑みなされたものであり、
原子炉格納容器内の圧力が所定圧力に達したときに、原
子炉格納容器内の蒸気および放射性気体を含むガスを安
全に処理して外部へ放出して原子炉格納容器内圧力を迅
速かつ確実に減圧することができるとともに、異常な過
度変化や小規模配管破断事故が発生したときに残留熱除
去系が正常に機能しない場合でも原子炉格納容器内の蒸
気および放射性気体を含むガスを充分に処理した後に外
部に放出して原子炉格納容器内圧力を迅速かつ確実に減
圧することができる原子炉格納容器減圧装置を提供する
ことを目的とする。

〔発明の構成〕

（課題を解決するための手段）上記目的を達成するため、本発明に係る原子炉格納容器
減圧装置は、原子炉格納容器内で発生したガスを排気塔
に移送し大気に放出する排気管と、排気管の途中に配設
され、水蒸気および放射性物質を含有する上記ガスを濾
過するワイヤメツシュフィルタを充填したフィルタベン
ト装置と、上記フィルタベント装置の上流側に配設され
、フィルタベント装置に流入するガス量を制限する流量
制限オリフィスとを備えることを特徴とする。

（作用）上記構成に係る原子炉格納容器減圧装置によれば、原子
炉事故発生時に原子炉格納容器内に流出した水蒸気およ
び放射性物質を多量に含むガスは、流量制限オリフィス
によって所定流量以下となるように制限された後に、フ
ィルタベント装置に導入される。導入されたガスに含ま
れる放射性物質は、ワイヤメツシュフィルタ内を流れる
間に吸着捕捉される。フィルタベント装置を通過して放
射能を除去されたガスは排気塔から大気中に放出される
。

このように本発明装置によれば、水蒸気を多量に含んだ
ガスであっても放射性物質を効果的に除去し得るフィル
タベント装置を設けているため、原子炉格納容器内のガ
スを大気中に放出しなければならない場合にも、放射能
を充分に除去した後に大気放出が可能であり、原子炉格
納容器内の減圧が容易である。従って原子炉格納容器の
過圧による破損が未然に防止できるとともに、事故発生
時における原子炉設備周辺への放射能漏洩をより効果的
に防止することができる。

（実施例）次に本発明の一実施例について、沸騰水型原子力発電プ
ラントの原子炉格納容器に本発明を適用した例をとり、
添付図面を参照して説明する。

第１図は本発明の一実施例を示す系統図である。

なお、第４図に示す従来例と同一要素には同一符号を付
してその重複する説明を省略する。

すなわち本実施例に係る原子炉格納容器減圧装置は、原
子炉格納容器４内で発生したガスを排気塔１３に移送し
大気に放出する排気管１７と、この排気管１７の途中に
配設され、水蒸気および放射性物質を含有する上記ガス
を濾過するワイヤメツシュフィルタ１８を充填したフィ
ルタベント装置１９と、上記フィルタベント装置１９の
上流側に配設され、フィルタベント装置１９に流入する
ガス量を制限する流量制限オリフィス２０とを備えて構
成される。

また圧力抑制プール４ａの気相部から導出された排気管
１７は、途中で２経路に分岐しており、一方の経路には
、遠隔操作で開閉動作する止め弁２１ａ、２１ｂが直列
に配置され、他方の経路には、ラブチャーディスク２２
および遠隔操作で開閉動作する止め弁２１ｃが直列に配
置される。上記２経路は止め弁２１ｂ、２１ｃの下流側
で合流して１本となり、流量制限オリフィス２０の上流
側に接続される。ラブチャーディスク２２は、原子炉格
納容器４の耐圧力よりやや低い圧力で破壊されるように
調整されている。

さらにフィルタベント装置１９の構成を第２図に示す。

このフィルタベント装置１９は、上蓋２３、胴板２４お
よび下部鏡板２５からなる耐圧容器内にフィルタアセン
ブリ２６を装填して構成される。フィルタアセンブリ２
６は、径が異なる２つの円筒状の支持構造材２７ａ、２
７ｂを同心状に配置し、その支持構造材２７　ａ、　　
２７　ｂ間の空隙にワイヤメツシュフィルタ１８を充填
するとともに、上記支持構造材２７ａ、２７ｂの上下端
部をそれぞれドーナツ状の上板２８、下板２９で固着し
て、一体形成される。従ってフィルタアセンブリ２６の
交換着脱が容易である。上記支持構造材２７ａ、２７ｂ
は、充分な強度を有し、多数の穴を穿設した鋼板を円筒
状に曲成して形成され、円筒の内側から外側方向にガス
を流通できるように構成される。

下部鏡板２５にはドーナツ状のフィルタ支持板３０が固
着されており、このフィルタ支持板３０上にフィルタア
センブリ２６の底部が載置されボルト３１によって一体
的に固定されている。また上板２８の上面にはフィルタ
アセンブリ２６を吊り上げるための吊り金具３２が固着
される。また胴板２４には出口ノズル３３と、ワイヤメ
ツシュフィルタ１８を通過したガスを出口ノズル３３方
向に案内するバッフル板３４が取付けられ、この胴板２
４は、下端に取付けた外周フランジを、フィルタ支持板
３０の外周部にボルト３５を介して一体的に固定される
。

一方下部鏡板２５の下端中央には、ガスの入口ノズル３
６が形成され、下面周方向には複数の支持脚３７が配設
されている。そして、フィルタベント装置１９全体は、
基礎台３８上にアンカーボルト４０にて固定される。

次に本実施例の作用を第１図および第２図を参照して説
明する。

原子カプラントの通常運転時においては、止め弁２１ａ
および２１ｂは閉である一方、止め弁２１Ｃは開状態に
保持されている。そして原子炉の循環配管１０等が破断
して、水蒸気および放射性物質を多量に含有するガスが
原子炉格納容器４内に流出し、内圧が急上昇した場合は
、運転員は遠隔操作にて止め弁２１ａおよび２１ｂを開
動作させて、原子炉格納容器４内のガスをフィルタベン
ト装置１９に送る。

また万一運転員が、原子炉格納容器４内の圧力の急上昇
を看過した場合でも、原子炉格納容器４が過圧破損に至
る前にラブチャーディスク２２が破壊され、通常時に開
となっている止め弁２１ｃを経由して、原子炉格納容器
４内のガスはフィルタベント装置１９に送られる。

フィルタベント装置１９内に送り込まれたガスは、第２
図において矢印で示すように、入口ノズル３６から装置
本体内に流入し、フィルタアセンブリ２６の中心部から
順次、内側の支持構造材２７ｂ、ワイヤメツシュフィル
タ１８、および外側の支持構造材２７ａを経由して、外
側に向かって流れる。

このとき水蒸気および放射性物質を多量に含有したガス
は、ワイヤメツシュフィルタ１８内を流れる間に、エア
ロゾル化した放射性物質が捕捉されガス流から除去され
る。フィルタアセンブリ２６の外側に流出したガスは、
−旦フィルタアセンブリ２６の上端まで流れ、次にバッ
フル板３４に沿って流れ出口ノズル３３に至る。こうし
てフィルタベント装置１９において、放射性物質を除去
されたガスは、第１図に示すように排気塔１３から大気
に放出される。その結果、原子炉格納容器４内は減圧さ
れる。

ここでフィルタベント装置１９の上流側に配設された流
量制限オリフィス２０は、フィルタベント装置１９内に
急激にガスが流入する衝撃によって装置内の機器が損傷
することを防止するために設けられる。すなわち事故発
生時に止め弁２１ａおよび２１ｂが開動作し、またはラ
ブチャーディスク２２が破壊されて、原子炉格納容器４
内のガスがフィルタベント装置１９に流入し始めた時に
流量の過度変化によってワイヤメツシュフィルタ１８や
フィルタアセンブリ２６が損傷を受は易くなるため、フ
ィルタベント装置１９の処理容量に対応してガス量を制
限し、過度変化を緩和するために設けられる。

本実施例装置によって原子炉格納容器４内が減圧された
場合における原子炉格納容器４内の圧力の経時変化を第
５図に破線で示す。すなわち本装置による減圧効果によ
って原子炉格納容器４内の圧力は低く抑制され、その構
造的な健全性が保持される。

以上のように本実施例に係る原子炉格納装置においては
、水蒸気および放射性物質を多量に含有したガスであっ
ても効果的に濾過処理が可能なフィルタベント装置を設
置し、ガス中に含まれる放射能を除去した後に安全に大
気放出することができる。そのため原子炉格納容器４の
過圧による破損を未然に防止することができ、発電所周
辺への放射能漏洩をより確実に防止することができる。

次に本発明の他の実施例について第３図を参照して説明
する。

第１図に示す実施例においては、従来から既設の非常用
ガス処理装置とは別個に原子炉格納容器減圧装置を設置
した例で示しているが、第３図に示す実施例では既設設
備と共用が可能な部分については兼用するように構成し
ている。

すなわち、本実施例に係る原子炉格納容器減圧装置は、
既設の非常用ガス処理装置１６をバイパスするように排
気管３９を設け、この排気管３９に流量制限オリフィス
２０およびフィルタベント装置１９を配設している。ま
た非常用ガス処理装置１６を他の系統から隔離できるよ
うにするため、処理装置１６の上下流側にはそれぞれ隔
離弁３９ａ、３９ｂが配設されている。

事故発生時に原子炉格納容器４内に噴出したガスを排気
する場合は、通常時において閉の止め弁１５ａ、１５ｂ
、１５ｃのうち止め弁１５ａ、１５Ｃを開とする一方、
本実施例で新たに設けた隔離弁３９ａ、３９ｂは閉とす
ることにより、原子炉格納容器４内のガスがフィルタベ
ント装置１９に流入するように操作する。

本実施例装置によれば、第１図に示す実施例と同様に、
原子炉格納容器４の過圧による破損を未然に防止できる
とともに、発電所周辺への放射能漏洩をより確実に防止
することができるという効果に加えて、既設設備の一部
を利用して形成することも容易であり、本実施例装置を
設置するためのスペースや建設費を大幅に低減すること
も可能となる。

〔発明の効果〕

以上説明のとおり、本発明に係る原子炉格納容器減圧装
置によれば、水蒸気を多量に含んだガスであっても放射
性物質を効果的に除去し得るフィルタベント装置を設け
ているため、原子炉格納容器内のガスを大気中に放出し
なければならない場合にも、放射能を充分に除去した後
に大気放出が可能であり、原子炉格納容器内の減圧が容
易である。従って原子炉格納容器の過圧による破損が未
然に防止できるとともに、事故発生時における原子炉設
備周辺への放射能漏洩をより効果的に防止することがで
きる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る原子炉格納容器減圧装置の一実施
例を示す系統図、第２図は本発明装置の構成要素である
フィルタベント装置の構造を示す断面図、第３図は本発
明の他の実施例を示す系統図、第４図は従来の原子炉格
納容器廻りの構成を示す系統図、第５図は事故発生時の
原子炉格納容器内圧の経時変化を示すグラフである。１・・・原子炉圧力容器、２・・・主蒸気管、３・・・
逃し安全弁、４・・・原子炉格納容器、４ａ・・・圧力
抑制プール、５・・・プール水、６・・・ポンプ、７・
・・冷却水系、８・・・熱交換器、９・・・スプレー管
、１０・・・循環配管、１１・・・ベント管、１２・・
・非常用炉心冷却系、１３−・・排気塔、１４−・・排
気管、１５ａ、１５ｂ。１５ｃ・・・隔離弁、１６・・・非常用ガス処理装置、
１７・・・排気管、１８・・・ワイヤメツシュフィルタ
、１９・・・フィルタベント装置、２０・・・流量制限
オリフィス、２１ａ、２１ｂ、２１ｃｍ止め弁、２２　
・・・ラブチャーディスク、２３・・・上蓋、２４・・
・胴板、２５・・・下部鏡板、２６・・・フィルタアセ
ンブリ、２７ａ、２７ｂ・・・支持構造材、２８・・・
上板、２９・・・下板、３０・・・フィルタ支持板、３
１・・・ボルト、３２・・・吊り金具、３３・・・出口
ノズル、３４・・・バッフル板、３５・・・ボルト、３
６・・・入口ノズル、３７・・・支持脚、３８・・・基
礎台、３９ａ、３９ｂ・・・隔離弁、４０・・・アンカ
ーボルト。

Claims

【特許請求の範囲】

原子炉格納容器内で発生したガスを排気塔に移送し大気
に放出する排気管と、排気管の途中に配設され、水蒸気
および放射性物質を含有する上記ガスを濾過するワイヤ
メッシュフィルタを充填したフィルタベント装置と、上
記フィルタベント装置の上流側に配設され、フィルタベ
ント装置に流入するガス量を制限する流量制限オリフィ
スとを備えることを特徴とする原子炉格納容器減圧装置
。