JP2009069121A - 原子力プラント - Google Patents

Abstract

【課題】電源の故障時においても原子炉格納容器の外側の空間内に漏洩した可燃性ガスを処理できる原子力プラントを提供する。
【解決手段】ＢＷＲプラント１は、原子炉格納容器３の外側で原子炉建屋１３内に、静的可燃性ガス処理装置１６ａ〜１６ｅを配置する。静的可燃性ガス処理装置１６ａは原子炉格納容器３を貫通する配管２０が設置される部屋２２内に、静的可燃性ガス処理装置１６ｂ、１６ｃは原子炉ウェル１４内に配置される。静的可燃性ガス処理装置１６ｄは部屋２５内で機器搬入ハッチ１７が配置される部屋２５内に、静的可燃性ガス処理装置１６ｅは吸込みダクト２３の吸い込み口が配置される部屋２４内に配置される。冷却材喪失事故に原子炉格納容器３から原子炉ウェル１４、部屋２２，２４，２５に漏洩した可燃性ガス（Ｈ_２，Ｏ_２）は静的可燃性ガス処理装置１６ａ〜１６ｅによって処理される。
【選択図】図１

Description

本発明は、原子力プラントに係り、特に、沸騰水型原子力プラントに適用するのに好適な、静的可燃性ガス処理装置を有する原子力プラントに関する。

沸騰水型原子力発電プラント及び加圧水型原子力発電プラント等の軽水型原子力発電プラントにおいて、原子炉圧力容器に接続する原子炉一次冷却系配管が破断する冷却材喪失事故が発生した場合、冷却材である冷却水が放射線分解され、可燃性ガスである水素ガス及び酸素ガスが発生する。また、炉心の冷却機能が一時的に損なわれて燃料棒の温度が上昇する場合は、燃料棒の被覆管の構成材であるジルコニウムが水蒸気と反応し、水素ガスが発生する。これらの水素ガスは、原子炉一次冷却材配管の破損部などから原子炉格納容器内に放出され、原子炉格納容器内の水素ガス濃度は次第に上昇する。放出される水素ガスの濃度上昇を放置しておくと、水素ガス濃度４ｖｏｌ％以上かつ酸素ガス濃度５ｖｏｌ％以上の雰囲気では可燃状態となり、さらに水素ガス濃度が上昇すると爆発する可能性がある。

このような事態に対応できるように、現在の軽水型原子力プラントは、再結合式可燃性ガス処理装置を備えている。この再結合式可燃性ガス処理装置は、原子炉格納容器からブロアにより供給された水素ガスを含む気体を電気ヒ−タで加熱し、水素と酸素を再結合させて水にし、残りの気体をク−ラ−で冷却してから原子炉格納容器に戻している。また、動力及び電力を使わずに原子炉格納容器内の水素ガス濃度を低減する、触媒を有する静的可燃性ガス処理装置が、特開平６−１３０１７０号公報に記載されている。触媒式再結合装置を有して可燃性ガスの上昇濃度に応じて反応を開始し、触媒部での反応熱により自然循環が形成され連続的に可燃性ガスが処理できる静的可燃性ガス処理装置が知られている（ＨＬＲ−０１９「沸騰水型原子力発電所 触媒式可燃性ガス濃度制御系について」、２頁〜４頁、平成１８年１２月発行、発行元：株式会社 日立製作所参照）。

特開昭５９−５２７９６号公報は、可燃性ガスが原子炉格納容器から漏洩して来る空間であるパイプスペ−ス（原子炉格納容器外に形成）に可燃性ガス処理系のガス吸込み口を設け、弁の開閉により、再結合器を有する可燃性ガス処理系を用いて原子炉格納容器から原子炉建屋内のパイプスペースに漏洩した可燃性ガスを処理することを記載している。

原子炉建屋と可燃性ガス処理装置の収容部を連結しているダクトに開閉自在な隔離ダンパを設け、事故時に原子炉建屋と収容部を隔離して原子炉建屋に漏洩した可燃性ガスが収容部に漏洩するのを防ぎ、運転員が収容部に可燃性ガス処理装置を搬入する際に受ける放射線被ばくを防ぐことができる換気設備が提案されている（特開昭６２−２６１９９５号公報参照）。

水素吸蔵合金及び不活性ガスを有する複数の静的可燃性ガス制御装置を原子炉格納容器内に分散して配置させることが、特開平５−１６４８９２号公報に記載されている。

事故時に原子炉格納容器内の雰囲気の流れを有効活用して原子炉格納容器内に発生した可燃性ガスを効果的に低減するために、原子炉格納容器内にあるベント入口、配管入口、ドライウェル開口部、ウェットウェル開口部に接続されて可燃性ガスを効果的に低減する静的可燃性ガス処理装置が提案されている（特開平５−２０３７７８号公報及び特開平６−１３０１７０号公報参照）。

特開平６−１３０１７０号公報 特開昭５９−５２７９６号公報 特開昭６２−２６１９９５号公報 特開平５−１６４８９２号公報 特開平５−２０３７７８号公報 ＨＬＲ−０１９「沸騰水型原子力発電所 触媒式可燃性ガス濃度制御系について」、２頁〜４頁、平成１８年１２月発行、発行元：株式会社 日立製作所

特開平５−１６４８９２号公報、特開平５−２０３７７８号公報及び特開平６−１３０１７０号公報に記載された可燃性ガス処理装置は、原子炉格納容器内に漏洩した可燃性ガスを処理しており、原子炉格納容器から原子炉建屋に漏洩した可燃性ガスの処理については考慮されていない。

特開昭５９−５２７９６号公報に記載された可燃性ガス処理系は、配管に設置されている弁の開閉の組み合わせを利用して原子炉格納容器内、及び原子炉格納容器外で原子炉建屋内に形成されたパイプスペース内の可燃性ガスを処理する構成となっている。しかし、パイプスペース内の可燃性ガス処理時にその弁が故障した場合には、本来、閉じるはずの弁が閉じずに開いた状態のままとなるため、原子炉格納容器に蓄積した可燃性ガスは故障した弁から原子炉格納容器と原子炉建屋の間の空間（以下、建屋内部空間という）内に漏洩し、原子炉格納容器の隔離機能を喪失してしまう可能性がある。更に、電源の多重故障が発生した場合には、ブロアを設置している可燃性ガス処理系が作動しなくなるため、可燃性ガスは処理されないまま建屋内部空間内に漏洩する可能性がある。そして、この状態が継続すると建屋内部空間内の可燃性ガスの濃度が上昇し、可燃限界に到達して燃焼し、周辺の機器を損傷させる可能性がある。

特開昭６２−２６１９９５号公報では、ダクトに設置された隔離ダンパの開閉により原子炉建屋と可燃性ガス濃度制御装置の収容部を隔離する構成を採用している。しかし、事故時に隔離ダンパの電源が喪失して隔離ダンパを閉じられない場合は原子炉建屋と収容部の隔離機能は喪失し、収容部に可燃性ガス処理装置を搬入した運転員は被ばくしてしまう可能性がある。

格納容器内の可燃性ガス濃度制御装置の分散配置（特開平５−１６４８９２号公報）と原子炉建屋の可燃性ガス濃度制御（特開昭５９−５２７９６号公報）の技術を組みあわせて原子炉建屋内に可燃性ガス濃度制御装置を分散配置させても、電源の多重故障が発生した場合には、可燃性ガス処理系が作動しないため、可燃性ガスは処理されないまま原子炉建屋に漏洩する可能性がある。そして、この状態が継続すると原子炉建屋内の可燃性ガスの濃度が上昇し、可燃限界に到達して燃焼し、周辺の機器を損傷させる可能性がある。可燃性ガス処理系に設けられた弁が故障した場合も、前述したように、原子炉格納容器に蓄積した可燃性ガスが故障した弁から建屋内部空間に漏洩する可能性がある。

本発明の目的は、電源の故障時においても原子炉格納容器の外側の空間内に漏洩した可燃性ガスを処理できる原子力プラントを提供することにある。

上記した目的を達成する本発明の特徴は、原子炉格納容器の外側でかつ原子炉格納容器を取り囲む原子炉建屋内に、原子炉格納容器から漏洩する可燃性ガスを処理する静的可燃性ガス処理装置を配置したことにある。

静的可燃性ガス処理装置を原子炉格納容器の外側で原子炉建屋内に配置しているので、冷却材喪失事故時に原子力プラントの電源（例えば、非常用電源）が故障した場合においても、原子炉格納容器から漏洩した可燃性ガスを処理することができる。

本発明によれば、原子力プラントの電源の故障時においても原子炉格納容器の外側の空間内に漏洩した可燃性ガスを処理することができる。

本発明の実施例を以下に説明する。

本発明の好適な一実施例である原子力プラントを、図１及び図２を用いて説明する。本実施例の、原子力プラントである沸騰水型原子力プラント（以下、ＢＷＲプラントという）１は、原子炉２、原子炉格納容器３、原子炉建屋１３及び静的可燃性ガス処理装置１６ａ〜１６ｅを備えている。

原子炉２は内部に炉心３を有する。原子炉格納容器３は、鉄筋コンクリート部４、ライナー５及びトップヘッド６を有する。ライナー５は、原子炉格納容器３の気密性を確保するために用いられ、耐圧機能を有する鉄筋コンクリート部４の内側に取り付けられている。トップヘッド６は、コンクリート部４の上端部に設けられたフランジ７を用い、ボルト２６により鉄筋コンクリート部４に着脱可能に取り付けられる（図２参照）。原子炉２は、原子炉格納容器３内に設けられた筒状のペデスタル８に据え付けられる。ダイヤフラムフロア９が原子炉格納容器３とペデスタル８に取り付けられる。原子炉格納容器３の内部空間は、ペデスタル８及びダイヤフラムフロア９によって、ウェットウェルである圧力抑制室１２及びドライウェルに分離される。ドライウェルは、ダイヤフラムフロア９より上方に位置する上部ドライウェル１０、及び原子炉２より下方でペデスタル８内に位置する下部ドライウェル１１を含む。圧力抑制室１２内には、冷却水２２が充填されている。上部ドライウェル１０及び下部ドライウェル１１にそれぞれ連通され、ペデスタル８内に形成された複数のベント通路（図示せず）が、圧力抑制室１２内の冷却水２２中に開口している。

原子炉格納容器３は原子炉建屋１３内に設置されている。原子炉建屋１３内に形成される床は鉄筋コンクリート部４につながっている。原子炉ウェル１４が、原子炉建屋１３内で原子炉格納容器３の上方に形成される。原子炉ウェル天井１５が、原子炉ウェル１４の上方に配置され、原子炉建屋１３に取り外し可能に取り付けられる。なお、図１では、原子炉ウェル天井１５よりも上方における原子炉建屋１３の構造が省略されている。原子炉２の運転が停止されて炉心３内に装荷された燃料集合体（図示せず）を交換するときには、水がドライウェル１４内に張られ、原子炉ウェル天井１５、トップヘッド６及び原子炉２の原子炉圧力容器の蓋がそれぞれ取り外される。燃料交換時には、原子炉ウェル１４上方の運転床上を移動する燃料交換機（図示せず）により、炉心３から燃料集合体が取り出され、原子炉ウェル１４を介して燃料貯蔵プールまで搬送される。新燃料集合体が、燃料プールから逆のルートをたどり炉心３内に装荷される。

原子炉格納容器３の外側で原子炉建屋１３内には様々部屋が形成されている。図１では、それらの部屋のうち、部屋２２，２４及び２５が示されている。配管室である部屋２２内には、弁２１を有する配管２０が設置されている。部屋２２内には、原子炉格納容器３を貫通している配管２０のような配管が集中して配置されている。部屋２４内には空調設備（図示せず）の吸い込みダクト２３が配置されている。ペデスタル８、圧力抑制室１２及び原子炉格納容器３を貫通するアクセストンネル１８が設けられる。アクセストンネル１８は、下部ドライウェル１１と部屋２５を連絡する。気密性を確保する開閉可能な機器搬入ハッチ１７が、アクセストンネル１８の部屋２５側の端部に設けられる。機器搬入ハッチ１７は部屋２５内に存在している。

静的可燃性ガス処理装置１６ａ〜１６ｅは、原子炉格納容器３の外側で原子炉建屋１３内に配置される。静的可燃性ガス処理装置１６ａは部屋２２の上部に配置され、静的可燃性ガス処理装置１６ｂは、原子炉ウェル１４内でフランジ７の上方に配置され、図２に示すように、原子炉ウェル１４のある横断面において４箇所に設置されている。静的可燃性ガス処理装置１６ｃは、原子炉ウェル１４内でトップヘッド６の真上に位置しており、原子炉ウェル天井１５付近に配置される。静的可燃性ガス処理装置１６ｄは部屋２５内で機器搬入ハッチ１７の近傍に配置されている。静的可燃性ガス処理装置部屋２４内で吸込みダクト２３の吸い込み口前面近傍に配置されている。

静的可燃性ガス処理装置１６ａ〜１６ｅは、以下の構造を有する。これらの静的可燃性ガス処理装置は、前述のＨＬＲ−０１９の４頁に記載されているように、チムニ内に形成されて上下に開口が形成された流路内に、複数の触媒カートリッジが相互に間隔を保って配置されている。触媒カートリッジは、多孔質のアルミナ粒子表面に触媒材を付着させた多数の触媒粒子を充填しており、側面に多数の孔を形成した箱型の形状を有する。触媒粒子に含まれる触媒材は、触媒カートリッジ内に側面の孔から流入した気体に含まれている水素と酸素を結合させて水にする機能を有する。

原子炉２に接続された原子炉一次冷却材系配管が破断する冷却材喪失事故が発生した場合、原子炉２内の高温の冷却水が蒸気となってその破断箇所から上部ドライウェル１０内に噴出する。この蒸気は、前述のベント通路を通って圧力抑制室１２内の冷却水中に放出され、凝縮されて水になる。この蒸気の凝縮によってドライウェル内の圧力上昇が抑制される。原子炉２内の冷却水が、冷却材喪失事故によって減少する。冷却材喪失事故には、非常用炉心冷却系（図示せず）が作動し、冷却水が原子炉２内に注入される。また、原子炉２内で、冷却水である水が放射線分解され、水素ガス及び酸素ガスが発生する。これらの可燃性ガスは、原子炉一次冷却材配管の破断箇所から上部ドライウェル１０に蒸気と共に放出される。この蒸気が下部ドライウェル１１に拡散すると共に、可燃性ガスも下部ドライウェル１１に達する。蒸気がベント通路を通って圧力抑制室１２の冷却水２２中に放出される際に、可燃性ガスも冷却水２２中に放出される。この可燃性ガスは、冷却水２２によって凝縮されないので、圧力抑制室１２の、冷却水２２の液面より上方の空間に蓄積される。以上に述べた原子炉格納容器３内の可燃性ガスは、放置した場合には可燃限界に到達し燃焼する可能性がある。

冷却材喪失事故時に可燃性ガスとして発生する水素ガスは、密度が小さく、原子炉格納容器３のトップヘッド６内の空間に蓄積しやすい。このため、フランジ７のシ−ルがトップヘッド６内に蓄積した可燃性ガスの熱により、万が一、劣化した場合には、可燃性ガスがシールの劣化部分から原子炉格納容器３の外側の原子炉ウェル１４内に漏洩する可能性がある。原子炉ウェル１４は、トップヘッド６及び原子炉ウェル天井１５によって閉ざされた空間になっている。この漏洩した可燃性ガスは、その閉ざされた空間内で、フランジ１６の上方に設置された静的可燃性ガス処理装置１６ｂで処理される。すなわち、可燃性ガスである水素ガス及び酸素ガスは、下方より静的可燃性ガス処理装置１６ｂ内に流入して静的可燃性ガス処理装置１６ｂ内に配置された複数の触媒カートリッジ内に導かれる。この水素ガス及び酸素ガスは、触媒粒子に含まれる触媒によって再結合されて水になる。この結果、原子炉ウェル１４内の可燃性ガス濃度は可燃限界未満に制御され、原子炉ウェル１４内における可燃性ガスの燃焼を防ぐことができる。静的可燃性ガス処理装置１６ｂ内に流入した気体は、静的可燃性ガス処理装置１６ｂから上方に向って放出される。後述する静的可燃性ガス処理装置１６ａ，１６ｃ〜１６ｅも、静的可燃性ガス処理装置１６ｂと同様な作用によって、水素ガスと酸素ガスを再結合させる。

原子炉ウェル１４内のガスは、原子炉格納容器３内、すなわち、トップヘッド６内に蓄積された蒸気及び可燃性ガスの熱により温められ、原子炉ウェル１４の側壁によって冷却されるので、原子炉ウェル１４内を循環する。このガスの循環流によって、原子炉ウェル１４内の可燃性ガスが下方より静的可燃性ガス処理装置１６ｂ内に供給され、水素ガス及び酸素ガスが触媒の作用によって再結合される。再結合は発熱反応であり、この反応熱によって静的可燃性ガス処理装置１６ｂ内のガスは加熱されて浮力が生じ、静的可燃性ガス処理装置１６ｂの上端部より上方に放出される。

フランジ７のシールの劣化部から原子炉ウェル１４内に漏洩した可燃性ガスの一部は、静的可燃性ガス制御装置１６ｂで処理されずに、原子炉ウェル天井１５の近傍に到達する可能性がある。この可燃性ガスは、静的可燃性ガス処理装置１６ｃで静的可燃性ガス処理装置１６ｂと同様に処理される。この結果、原子炉ウェル１４内の可燃性ガス濃度がさらに低下し、可燃性ガスの燃焼を防ぐことができる。

特開昭５９−５２７９６号公報は、トップヘッド６のフランジ７のシールから原子炉ウェル１４に漏洩した可燃性ガスの処理について言及していない。本実施例は、ＢＷＲプラント１の電源の多重故障時においても上記のように原子炉ウェル１４に漏洩した可燃性ガスを処理することができる。

冷却材喪失事故時に原子炉格納容器３内の圧力が上昇したとき、部屋２２に達する配管２０等の配管の原子炉格納容器３の貫通部周辺から、原子炉格納容器３の外側で原子炉建屋１３内、すなわち、部屋２２内に原子炉格納容器３から可燃性ガスが、万が一、漏洩した場合にも、ＢＷＲプラント１は対処できるように構成する必要がある。万が一、その貫通部周辺から可燃性ガスが漏洩した場合には、漏洩した密度の小さい可燃性ガスが部屋２２の上部に蓄積される。蓄積した可燃性ガスは、部屋２２の上部に設置した静的可燃性ガス処理装置１６ａで処理される。静的可燃性ガス処理装置１６ａによる可燃性ガスの処理は、前述の静的可燃性ガス処理装置１６ｂ、１６ｃと同様に行われる。この結果、部屋２２内の可燃性ガス濃度を低下させることができ、部屋２２内での水素ガス及び酸素ガスの燃焼を防ぐことができる。

特開昭５９−５２７９６号公報は、原子炉格納容器を貫通する配管が通るパイプスペースに原子炉格納容器から漏洩する可燃性ガスを、配管に設けられたブロワの駆動により、その配管に設けられた再結合器で処理することを記載している。この処理に際しては、事前に配管に設けられた弁の切り替え操作が必要である。この弁が故障したとき、または非常用電源喪失時に弁及びブロアが作動しないときにおける可燃性ガスの処理についての配慮がなされていない。これに対し、本実施例は、弁を必要としない静的可燃性ガス処理装置１６ａを用いているため、特開昭５９−５２７９６号公報で生じる弁の故障による問題が生じることがない。また、電源を必要としない静的可燃性ガス処理装置１６ａを用いているため、特開昭５９−５２７９６号公報で生じる、ＢＷＲプラントの非常用電源喪失時の問題、すなわち、弁操作ができなくなる、及びブロアが作動しないことによって生じる問題は、静的可燃性ガス処理装置１６ａで生じない。この結果、冷却材喪失事故時に非常用電源が喪失したときでも、静的可燃性ガス処理装置１６ａは可燃性ガスを処理することができるので、部屋２２内の可燃性ガスの濃度を減少させることができる。

部屋２５内に存在する機器搬入ハッチ１７はゴムによりシ−ルされている。冷却材喪失事故時において原子炉格納容器３内の圧力及び温度の上昇により機器搬入ハッチ１７が、万が一、変形し、また、万が一ゴムシ−ルが劣化した場合には、機器搬入ハッチ１７の変形部、及びこのシールの劣化部分から可燃性ガスが部屋２５内に漏洩する可能性がある。漏洩した可燃性ガスは部屋２５の上部に蓄積される。静的可燃性ガス制御装置１６ｄは、部屋２５の上部に蓄積された可燃性ガスを静的可燃性ガス処理装置１６ｂと同様に処理する。この結果、部屋２５内の可燃性ガス濃度が低下し、部屋２５内での可燃性ガスの燃焼が防止される。

特開昭５９−５２７９６号公報は、冷却材喪失事故時において、熱及び圧力による機器搬入ハッチ１７の変形、ゴムシ−ルの劣化により搬入ハッチ１７近傍に可燃性ガスが漏洩することについて言及していない。本実施例は、上記したように、機器搬入ハッチ１７から漏洩する可燃性ガスを静的可燃性ガス制御装置１６ｄによって処理することができる。

部屋２４内に空調設備の吸込みダクト１３の吸い込み口が配置されているので、原子炉格納容器３の外側で原子炉建屋１３内に漏洩した可燃性ガスは、冷却材喪失事故時においていずれは吸込みダクト１３の吸い込み口近傍に局所的に集まる。吸い込みダクト１３の吸い込み口近傍に局所的に集まる可燃性ガスは、静的可燃性ガス処理装置１６ｅによって静的可燃性ガス処理装置１６ｂと同様に処理される。この結果、部屋２４内の可燃性ガス濃度が低下し、部屋２４内での燃焼を防ぐことができる。

特開昭５９−５２７９６号公報）は、冷却材喪失事故時において、吸込みダクト近傍に可燃性ガスが集まることについて言及していなく、集まったその可燃性ガスの処理に対する配慮もなされていない。本実施例は、吸込みダクト１３の吸い込み口近傍に集まった可燃性ガスを、静的可燃性ガス処理装置１６ｅによって処理することができる。

本実施例に用いられた静的可燃性ガス処理装置１６ｂ〜１６ｅも、静的可燃性ガス処理装置１６ａと同様に、特開昭５９−５２７９６号公報で生じる弁の故障による問題が生じなく、さらに、冷却材喪失事故時に非常用電源が喪失したときでも可燃性ガスを処理することができる。

本発明の好適な一実施例であるＢＷＲ原子力プラントの構成図である。 図１に示す原子炉ウェル内における静的可燃性ガス処理装置の配置を示す平面図である。

符号の説明

１…ＢＷＲプラント、２…原子炉、３…原子炉格納容器、４…鉄筋コンクリート部、５…ライナー、６…トップヘッド、７…フランジ、１０…上部ドライウェル、１１…下部ドライウェル、１２…圧力抑制室、１３…原子炉建屋、１４…原子炉ウェル、１６ａ〜１６ｅ…静的可燃性ガス処理装置、１７…機器搬入ハッチ、２０…配管、２２，２４，２５…部屋、２３…吸込みダクト。

Claims (7)

1. 原子炉を取り囲む原子炉格納容器を有する原子力プラントにおいて、
   前記原子炉格納容器の外側でかつ前記原子炉格納容器を取り囲む原子炉建屋内に、前記原子炉格納容器から漏洩する可燃性ガスを処理する静的可燃性ガス処理装置を配置したことを特徴とする原子力プラント。
2. 前記静的可燃性ガス処理装置が前記原子炉格納容器の上方に位置する原子炉ウェル内に配置されている請求項１に記載の原子力プラント。
3. 前記原子炉ウェル内に配置された前記静的可燃性ガス処理装置が、前記原子炉格納容器のトップヘッドのフランジの上方に設置されている請求項２に記載の原子力プラント。
4. 前記原子炉ウェル内に配置された前記静的可燃性ガス処理装置が、前記静的可燃性ガス処理装置は、前記原子炉格納容器のトップヘッドの真上に設置されている請求項２に記載の原子力プラント。
5. 前記静的可燃性ガス処理装置が前記原子炉格納容器を貫通する配管が配置された領域に配置されている請求項１に記載の原子力プラント。
6. 前記静的可燃性ガス処理装置が、前記原子炉格納容器内に機器を搬出入するハッチが配置された領域に配置されている請求項１に記載の原子力プラント。
7. 前記静的可燃性ガス処理装置が、空調設備の吸込みダクトの吸い込みが配置された領域に配置されている請求項１に記載の原子力プラント。

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