JP2011058895A - Nuclear reactor containment facility - Google Patents

Nuclear reactor containment facility Download PDF

Info

Publication number
JP2011058895A
JP2011058895A JP2009207613A JP2009207613A JP2011058895A JP 2011058895 A JP2011058895 A JP 2011058895A JP 2009207613 A JP2009207613 A JP 2009207613A JP 2009207613 A JP2009207613 A JP 2009207613A JP 2011058895 A JP2011058895 A JP 2011058895A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
reactor containment
containment vessel
installation area
equipment installation
hydrogen
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
JP2009207613A
Other languages
Japanese (ja)
Inventor
Yoshiyuki Kataoka
良之 片岡
Tomohiko Ikegawa
智彦 池側
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Original Assignee
Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Hitachi GE Nuclear Energy Ltd filed Critical Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Priority to JP2009207613A priority Critical patent/JP2011058895A/en
Publication of JP2011058895A publication Critical patent/JP2011058895A/en
Pending legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

<P>PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a nuclear reactor containment facility reducing a concentration of combustible gas in a short time. <P>SOLUTION: A first PCV3 covered by a second PCV15 forms a first pressure suppression chamber 7 including therein a dry well 6, an inside pressure suppression pool 8, and an inside wet well 9. Between the first PCV3 and the second PCV15, a second pressure suppression chamber 16 and an equipment installation area 20 are formed at respective lower and upper parts of a partition floor 17. The second pressure suppression chamber 16 has an outside pressure suppression pool 25 that is in communication with the inside pressure suppression pool 8 and an outside wet well 26 that is in communication with the wet well 9. A plurality of opening parts 18 that are closed with a rupture disk 19 and communicate the outside wet well 26 with the equipment installation area 20 are formed in the partition floor 17. The volume of the equipment installation area 20 is 75% or more and 120% or less of the total volume of the wet wells. A plurality of catalyst type combustible gas processing devices 27 are arranged in the equipment installation area 20. <P>COPYRIGHT: (C)2011,JPO&INPIT

Description

本発明は、原子炉格納設備に係わり、特に、沸騰水型原子力プラントに適用するのに好適な原子炉格納設備に関する。   The present invention relates to a reactor containment facility, and more particularly to a reactor containment facility suitable for application to a boiling water nuclear power plant.

原子力プラントでは、原子炉圧力容器を覆っている1次原子炉格納容器、1次原子炉格納容器を覆っている鋼製の2次原子炉格納容器、及び2次原子炉格納容器を取り囲む外部容器を有する原子炉格納設備を備えている。   In a nuclear power plant, a primary reactor containment vessel covering a reactor pressure vessel, a steel secondary reactor containment vessel covering the primary reactor containment vessel, and an outer vessel surrounding the secondary reactor containment vessel A reactor containment facility with

この原子炉格納設備の例が、特開2004−85234号公報に記載されている。特開2004−85234号公報に記載された自然放熱型の原子炉格納設備は、1次原子炉格納容器、1次原子炉格納容器を覆っている鋼製の2次原子炉格納容器、及びコンクリート製の外部容器を有する。1次原子炉格納容器は、耐圧機能を有するコンクリート部、及びコンクリート部の内面を覆って気密機能を有するライナを有する。1次原子炉格納容器内には、ダイヤフラムフロアで隔離されたドライウエル及び圧力抑制室が形成されている。圧力抑制室は、圧力抑制プール、及び圧力抑制プールの冷却水の水面上方に形成されるウエットウエルを有する。原子炉圧力容器は、1次原子炉格納容器内に設置されたベデスタルに設置され、ドライウエル内に配置される。   An example of this reactor containment facility is described in Japanese Patent Application Laid-Open No. 2004-85234. The natural heat radiation type reactor containment facility described in Japanese Patent Application Laid-Open No. 2004-85234 includes a primary reactor containment vessel, a steel secondary reactor containment vessel covering the primary reactor containment vessel, and concrete. Having an external container. The primary reactor containment vessel has a concrete part having a pressure resistance function and a liner having an airtight function covering the inner surface of the concrete part. In the primary reactor containment vessel, a dry well and a pressure suppression chamber isolated by a diaphragm floor are formed. The pressure suppression chamber has a pressure suppression pool and a wet well formed above the surface of the cooling water in the pressure suppression pool. The reactor pressure vessel is installed on the pedestal installed in the primary reactor containment vessel, and is arranged in the dry well.

仕切り床が、1次原子炉格納容器及び2次原子炉格納容器に取り付けられ、ダイヤフラムフロアとほぼ同じ高さに配置されている。仕切り床の下方には、圧力抑制プールと連通するプールが形成される。このプール内にも冷却水が充填されている。仕切り床には、開口部が形成され、この開口部は破裂板(ラプチャーディスク)によって封鎖されている。機器設置エリアが仕切り床の上方で1次原子炉格納容器と2次原子炉格納容器の間に形成される。   A partition floor is attached to the primary reactor containment vessel and the secondary reactor containment vessel, and is disposed at substantially the same height as the diaphragm floor. A pool communicating with the pressure suppression pool is formed below the partition floor. This pool is also filled with cooling water. An opening is formed in the partition floor, and this opening is sealed with a rupture disk. An equipment installation area is formed between the primary reactor containment vessel and the secondary reactor containment vessel above the partition floor.

燃料貯蔵プール、機器仮置きプール及び原子炉ウェルが、2次原子炉格納容器内で1次原子炉格納容器の上方に配置されている。運転階エリアが、燃料貯蔵プール、機器仮置きプール及び原子炉ウェルの上方で2次原子炉格納容器内に形成される。この運転階エリアは機器設置エリアに連絡されている。冷却水が充填された外周プールが、2次原子炉格納容器と外部容器の間に形成されている。   The fuel storage pool, the equipment temporary storage pool, and the reactor well are disposed in the secondary reactor containment vessel and above the primary reactor containment vessel. An operation floor area is formed in the secondary reactor containment above the fuel storage pool, the equipment temporary pool and the reactor well. This operation floor area is connected to the equipment installation area. An outer peripheral pool filled with cooling water is formed between the secondary reactor containment vessel and the outer vessel.

原子炉圧力容器に接続された主蒸気配管等が破断して冷却材喪失事故が発生した場合には、ドライウエル内に主蒸気配管の破断部から高温の蒸気が放出される。この蒸気は、圧力抑制プール内の冷却水中に放出されて凝縮される。これにより、ドライウエル内の圧力上昇が低減される。圧力抑制プール内の冷却水の温度は、蒸気の凝縮により上昇するが、鋼製の2次原子炉格納容器を通して外周プール内の冷却水に伝えられる。結果的に、圧力抑制プール内の冷却水が、外周プール内の冷却水によって冷却され、温度上昇が抑制される。外周プール内の冷却水はその加熱により蒸気になり、外部容器外に放出される。   When the main steam pipe connected to the reactor pressure vessel breaks and a coolant loss accident occurs, high-temperature steam is discharged from the broken portion of the main steam pipe into the dry well. This steam is discharged into the cooling water in the pressure suppression pool and condensed. Thereby, the pressure rise in the dry well is reduced. The temperature of the cooling water in the pressure suppression pool rises due to the condensation of steam, but is transmitted to the cooling water in the outer peripheral pool through the steel secondary reactor containment vessel. As a result, the cooling water in the pressure suppression pool is cooled by the cooling water in the outer peripheral pool, and the temperature rise is suppressed. The cooling water in the outer peripheral pool becomes steam by the heating and is discharged out of the external container.

特開2004−85234号公報に記載された原子炉格納設備では、圧力抑制室内の、圧力抑制プールの冷却水液面上方の非凝縮性ガスが溜まっているウエットウエルの圧力が設定圧力以上に上昇した場合には、仕切り床に設けられた破裂板が破裂し、ウエットウエル内のガスが機器設置エリア及び運転階エリアに放出される。このガスの放出によって、ウエットウエル内の圧力上昇が抑制される。   In the reactor containment facility described in Japanese Patent Application Laid-Open No. 2004-85234, the pressure of the wet well in the pressure suppression chamber where non-condensable gas is accumulated above the coolant level of the pressure suppression pool rises above the set pressure. In this case, the rupturable plate provided on the partition floor is ruptured, and the gas in the wet well is released to the equipment installation area and the operation floor area. By releasing this gas, the pressure rise in the wet well is suppressed.

特開平8−334585号公報も、自然放熱型の原子炉格納設備を記載している。この原子炉格納設備も、特開2004−85234号公報に記載された原子炉格納設備と同様に、1次原子炉格納容器、1次原子炉格納容器を覆っている鋼製の2次原子炉格納容器、及びコンクリート製の外部容器を有する。特開平8−334585号公報に記載された原子炉格納設備は、特開2004−85234号公報のように仕切り床を設けていないが、1次原子炉格納容器と2次原子炉格納容器の間に形成されて、ウエットウエル内のガス空間と運転階エリアを連絡する通路内で、燃料貯蔵プールの底部の位置に破裂板を設け、この破裂板より上方で1次原子炉格納容器と2次原子炉格納容器の間に、水素反応設備を設置している。   Japanese Patent Application Laid-Open No. 8-334585 also describes a natural heat radiation type reactor containment facility. This reactor containment facility is also a secondary reactor made of steel covering the primary reactor containment vessel and the primary reactor containment vessel, similar to the reactor containment facility described in JP-A-2004-85234. A containment vessel and a concrete outer vessel. The reactor containment facility described in JP-A-8-334585 is not provided with a partition floor as in JP-A-2004-85234, but between the primary reactor containment vessel and the secondary reactor containment vessel. In the passage connecting the gas space in the wet well and the operation floor area, a rupturable plate is provided at the bottom of the fuel storage pool, and the primary reactor containment vessel and the secondary are located above the rupturable plate. A hydrogen reaction facility is installed between the reactor containment vessels.

原子力プラントでは、発生確率が非常に小さい過酷事故が発生しても原子炉格納設備による安全性の確保が要求されている。過酷事故が発生した場合には、原子炉圧力容器内の炉心に装荷された燃料集合体に含まれる燃料棒の被覆管を構成しているジルコニウム合金と水の反応によって多量の水素が発生する。このような多量の水素は、既設の可燃性ガス濃度制御系及び非常用ガス処理系で処理することができなくなる。このため、特開平8−334585号公報に記載された原子炉格納設備では、2次原子炉格納容器内に水素反応設備を設置している。過酷事故で発生した多量の水素が、ドライウエルから圧力抑制プール内に放出され、ウエットウエル内に蓄積される。このウエットウエル内の圧力が設定圧力を超えたとき、破裂板が破裂してガス空間内の水素ガスが1次原子炉格納容器と2次原子炉格納容器の間に設置された水素反応設備内に導かれる。水素反応設備は、水素を酸素と反応させて水を生成し、水素濃度を低減させる。これにより、1次原子炉格納容器内の圧力及び水素濃度が低減される。   In a nuclear power plant, it is required to ensure safety by a containment facility even if a severe accident with a very low probability of occurrence occurs. When a severe accident occurs, a large amount of hydrogen is generated by the reaction of the zirconium alloy that forms the cladding tube of the fuel rod included in the fuel assembly loaded on the core in the reactor pressure vessel and water. Such a large amount of hydrogen cannot be processed by the existing combustible gas concentration control system and emergency gas processing system. For this reason, in the reactor containment facility described in JP-A-8-334585, a hydrogen reaction facility is installed in the secondary reactor containment vessel. A large amount of hydrogen generated in a severe accident is released from the dry well into the pressure suppression pool and is accumulated in the wet well. When the pressure in the wet well exceeds the set pressure, the rupturable plate bursts and the hydrogen gas in the gas space is placed in the hydrogen reaction facility installed between the primary reactor containment vessel and the secondary reactor containment vessel. Led to. The hydrogen reaction facility reacts hydrogen with oxygen to produce water, thereby reducing the hydrogen concentration. Thereby, the pressure and hydrogen concentration in the primary reactor containment vessel are reduced.

原子炉格納容器のドライウエル及びウエットウエル内に可燃性ガス濃度低減装置を配置することが、特開平10−227885号公報に記載されている。この可燃性ガス濃度低減装置は、チムニ内に触媒を配置している。冷却材喪失事故が発生したとき、水素及び酸素を含む蒸気が破断箇所から原子炉格納容器のドライウエル内に放出される。水素及び酸素はチムニ内に流入し触媒の作用によって結合されて水になる。このように、可燃性ガス濃度低減装置によってドライウエル内の可燃性ガス(水素)の濃度が低減される。   Japanese Patent Laid-Open No. 10-227885 discloses that a combustible gas concentration reducing device is disposed in a dry well and a wet well of a reactor containment vessel. In this combustible gas concentration reducing device, a catalyst is disposed in the chimney. When a coolant loss accident occurs, steam containing hydrogen and oxygen is released from the breakage point into the dry well of the reactor containment vessel. Hydrogen and oxygen flow into the chimney and are combined into water by the action of the catalyst. Thus, the concentration of the combustible gas (hydrogen) in the dry well is reduced by the combustible gas concentration reducing device.

特開2004−85234号公報JP 2004-85234 A 特開平8−334585号公報JP-A-8-334585 特開平10−227885号公報Japanese Patent Laid-Open No. 10-227885

特開平8−334585号公報に記載された原子炉格納設備では、過酷事故時に発生した多量の水素は、破裂板の破裂によって水素反応設備に導かれて酸素と結合して水を生成する。このように、発生した水素が処理されて水素濃度が低減される。   In the reactor containment facility described in JP-A-8-334585, a large amount of hydrogen generated during a severe accident is led to the hydrogen reaction facility by the rupture of the rupturable plate and combined with oxygen to produce water. In this way, the generated hydrogen is processed to reduce the hydrogen concentration.

しかしながら、発明者は、特開平8−334585号公報に記載された原子炉格納設備を詳細に検討した結果、この原子炉格納設備では、水素反応設備が2次原子炉格納容器内の狭い空間に設置されているため、水素濃度の低減に時間を要するという新たな課題が存在することを発見した。   However, as a result of detailed examination of the reactor containment facility described in Japanese Patent Application Laid-Open No. 8-334585, the inventor found that the hydrogen reaction facility was placed in a narrow space in the secondary reactor containment vessel. Since it was installed, it was discovered that there is a new problem that it takes time to reduce the hydrogen concentration.

本発明の目的は、可燃性ガスの濃度を短時間に低減することができる原子炉格納設備を提供することにある。   An object of the present invention is to provide a reactor containment facility capable of reducing the concentration of combustible gas in a short time.

上記した目的を達成する本発明の特徴は、1次原子炉格納容器内に形成された第1圧力抑制室が、冷却水が充填される第1圧力抑制プール、及び第1圧力抑制プールの冷却水の水面より上方に形成される第1空間領域を有し、
1次原子炉格納容器とこの1次原子炉格納容器を覆う2次原子炉格納容器の間に配置された仕切り床が1次原子炉格納容器及び2次原子炉格納容器に設置され、
第1圧力抑制プールと連通して冷却水が充填される第2圧力抑制プール、及び第2圧力抑制プールの冷却水の水面より上方に形成され、第1空間領域に連通された第2空間領域を有する第2圧力抑制室が、仕切り床の下方で1次原子炉格納容器と2次原子炉格納容器の間に形成され、
機器設置エリアが、仕切り床の上方で1次原子炉格納容器と2次原子炉格納容器の間に形成され、
破裂板によって封鎖されてこの破裂板が破裂したとき第2空間領域と機器設置エリアを連絡する複数の開口部が、仕切り床に形成され、
複数の可燃性ガス処理装置が機器設置エリアに連絡され、
機器設置エリア内の空間の容積が、第1空間領域の容積及び第2空間領域の容積を合計した容積の75%以上120%以下の範囲にあることにある。
The feature of the present invention that achieves the above-described object is that the first pressure suppression chamber formed in the primary reactor containment vessel has a first pressure suppression pool filled with cooling water, and cooling of the first pressure suppression pool A first spatial region formed above the water surface;
A partition floor disposed between the primary reactor containment vessel and the secondary reactor containment vessel covering the primary reactor containment vessel is installed in the primary reactor containment vessel and the secondary reactor containment vessel,
A second pressure suppression pool that communicates with the first pressure suppression pool and is filled with cooling water, and a second space region that is formed above the cooling water level of the second pressure suppression pool and communicates with the first space region. A second pressure suppression chamber is formed between the primary reactor containment vessel and the secondary reactor containment vessel below the partition floor,
An equipment installation area is formed between the primary reactor containment vessel and the secondary reactor containment vessel above the partition floor,
When the rupture disc is ruptured by being blocked by the rupture disc, a plurality of openings that connect the second space region and the device installation area are formed in the partition floor,
Multiple flammable gas treatment devices are communicated to the equipment installation area,
The volume of the space in the device installation area is in the range of 75% to 120% of the total volume of the volume of the first space area and the volume of the second space area.

機器設置エリア内の空間の容積が、第1空間領域の容積及び第2空間領域の容積を合計した容積の75%以上120%以下の範囲にあり、この機器設置エリアに連絡される複数の可燃性ガス処理装置を設けることによって、事故時にドライウエル内に蒸気と共に放出された水素をそれらの可燃性ガス処理装置によって効率良く処理することができる。このため、1次原子炉格納容器に放出された水素の濃度を短時間に低減することができる。   The volume of the space in the equipment installation area is in the range of 75% to 120% of the total volume of the first space area and the second space area, and a plurality of combustibles communicated with the equipment installation area. By providing the combustible gas processing apparatus, hydrogen released together with the vapor in the dry well at the time of an accident can be efficiently processed by the combustible gas processing apparatus. For this reason, the concentration of hydrogen released into the primary reactor containment vessel can be reduced in a short time.

本発明によれば、事故時に1次原子炉格納容器内に放出される可燃性ガスの濃度を短時間に低減することができる。   ADVANTAGE OF THE INVENTION According to this invention, the density | concentration of the combustible gas discharge | released in a primary reactor containment vessel at the time of an accident can be reduced in a short time.

本発明の好適な一実施例である原子炉格納設備の縦断面図である。1 is a longitudinal sectional view of a reactor containment facility that is a preferred embodiment of the present invention. 図1に示す触媒式可燃性ガス処理装置の拡大縦断面図である。FIG. 2 is an enlarged longitudinal sectional view of the catalytic combustible gas treatment device shown in FIG. 1. 触媒式可燃性ガス処理装置を設置していない原子炉格納設備において、過酷事故時における各部での圧力の時間変化を示す特性図である。It is a characteristic view which shows the time change of the pressure in each part at the time of a severe accident in the reactor containment equipment which has not installed the catalyst type combustible gas processing apparatus. 触媒式可燃性ガス処理装置を設置していない原子炉格納設備において、過酷事故時における各部での水素ガス濃度の時間変化を示す特性図である。It is a characteristic view which shows the time change of the hydrogen gas density | concentration in each part at the time of a severe accident in the nuclear reactor containment equipment which has not installed the catalyst type combustible gas processing apparatus. 触媒式可燃性ガス処理装置を設置した原子炉格納設備において、触媒式可燃性ガス処理装置の設置位置及び基数を変えた場合での、過酷事故時における各部での水素ガス濃度の時間変化を示す特性図である。Shows changes in hydrogen gas concentration over time in severe accidents when the installation position and number of bases of a catalytic combustible gas treatment device is changed in a reactor containment facility where a catalytic combustible gas treatment device is installed. FIG. 触媒式可燃性ガス処理装置を設置した原子炉格納設備において、触媒式可燃性ガス処理装置の設置位置による各部での水素ガス重量の時間変化を示す特性図である。It is a characteristic view which shows the time change of the hydrogen gas weight in each part by the installation position of a catalyst type combustible gas processing apparatus in the reactor containment equipment which installed the catalyst type combustible gas processing apparatus. 触媒式可燃性ガス処理装置を設置した原子炉格納設備において、触媒式可燃性ガス処理装置の設置位置を変えたときにおける、水素ガス処理量の時間変化を示す特性図である。It is a characteristic view which shows the time change of hydrogen gas processing amount when the installation position of a catalyst type combustible gas processing apparatus is changed in the reactor containment equipment which installed the catalyst type combustible gas processing apparatus. 触媒式可燃性ガス処理装置を設置した原子炉格納設備において、機器設置エリアの容積を変えたときにおける、水素ガス処理量の時間変化を示す特性図である。It is a characteristic view which shows the time change of hydrogen gas processing amount when the volume of an apparatus installation area is changed in the reactor containment installation which installed the catalyst type combustible gas processing apparatus. 触媒式可燃性ガス処理装置を設置した原子炉格納設備において、機器設置エリアの容積を変えたときにおける、機器設置エリアの水素濃度の時間変化を示す特性図である。It is a characteristic view which shows the time change of the hydrogen concentration of an equipment installation area when the volume of an equipment installation area is changed in the reactor containment equipment which installed the catalyst type combustible gas processing apparatus. 触媒式可燃性ガス処理装置を設置した原子炉格納設備において、破裂板の破裂後の経過時間をパラメータにしたときにおける、水素ガス処理量の、機器設置エリアの容積による影響を示す特性図である。FIG. 7 is a characteristic diagram showing the influence of the volume of the hydrogen gas processing amount on the equipment installation area when the elapsed time after the rupture plate burst is used as a parameter in the reactor containment facility where the catalytic combustible gas treatment device is installed. .

特開平8−334585号公報に記載された原子炉格納設備では、水素反応設備が、前述したように、1次原子炉格納容器と2次原子炉格納容器の間に形成されて、ウエットウエルと運転階エリアを連絡する通路内に設置されている。水素反応設備が設置された領域は、1次原子炉格納容器が2次原子炉格納容器の近くまで迫っており、非常に狭い領域になっている。発明者らは、このように狭い領域に水素反応設備を設置したのでは、その領域内の水素が水素反応設備により処理されてその領域内の水素濃度が低下して、その領域内の水素が少なくなり過ぎるので、ウエットウエル内の水素濃度が高い状態であっても、水素反応設備による水素の処理効率が低下するとの新たな課題の発生を見出したのである。このため、1次原子炉格納容器内の水素濃度の低減に長時間を要することになる。   In the reactor containment facility described in Japanese Patent Application Laid-Open No. 8-334585, the hydrogen reaction facility is formed between the primary reactor containment vessel and the secondary reactor containment vessel as described above. It is installed in the passage connecting the driving floor area. The region where the hydrogen reaction facility is installed is very narrow because the primary reactor containment vessel is approaching the secondary reactor containment vessel. The inventors have installed a hydrogen reaction facility in such a narrow region, so that hydrogen in the region is processed by the hydrogen reaction facility and the hydrogen concentration in the region is reduced, so that the hydrogen in the region is reduced. It has been found that a new problem arises that the hydrogen treatment efficiency of the hydrogen reaction facility is lowered even when the hydrogen concentration in the wet well is high because it becomes too small. For this reason, it takes a long time to reduce the hydrogen concentration in the primary reactor containment vessel.

そこで、発明者らは、特開2004−85234号公報に記載された原子炉格納設備において、仕切り床上方の機器設置エリア内に可燃性ガス処理装置を設置すれば良いとの考えを思い付いた。そして、発明者らは、機器設置エリア内に設置した触媒式可燃性ガス処理装置による可燃性ガスである水素の処理について検討した。この検討結果を以下に説明する。   Therefore, the inventors have come up with the idea that a combustible gas treatment device may be installed in the equipment installation area above the partition floor in the reactor containment facility described in Japanese Patent Application Laid-Open No. 2004-85234. And the inventors examined the process of the hydrogen which is a combustible gas by the catalyst-type combustible gas processing apparatus installed in the apparatus installation area. The result of this examination will be described below.

機器設置エリアに触媒式可燃性ガス処理装置を設置しない場合におけるウエットウエル、機器設置エリア及び運転階エリアのそれぞれの圧力の、破裂板の破裂時点からの時間経過に伴う変化を図3に示す。過酷事故の発生により上昇したウエットウエル内の圧力は、破裂板が破裂した後に減少し、その破裂時点から約15分が経過した後では、その減少度合いが低下する。機器設置エリア及び運転階エリア内の各圧力は、ウエットウエル内の圧力の低下に伴って上昇する。機器設置エリア及び運転階エリア内の各圧力は、同じように変化し、同じ値を示している。単に、ウエットウエルと称した場合は、1次原子炉格納容器内に形成された第1圧力抑制室内の、第1圧力抑制プールの冷却水の水面より上方に形成される第1空間領域(後述の実施例における内側ウエットウエル9)、及び1次原子炉格納容器とこの1次原子炉格納容器を覆う2次原子炉格納容器の間に形成された第2圧力抑制室内の、第2圧力抑制プールの冷却水の水面より上方に形成された第2空間領域(後述の実施例における外側ウエットウエル26)の両者を合せた領域を意味する。   FIG. 3 shows changes in the pressures of the wet well, the device installation area, and the operation floor area with the passage of time from the time of rupture of the rupturable plate when no catalytic combustible gas treatment device is installed in the device installation area. The pressure in the wet well that has risen due to the occurrence of a severe accident decreases after the rupture disc has ruptured, and the degree of decrease decreases after about 15 minutes have elapsed since the rupture point. Each pressure in the equipment installation area and the operation floor area increases as the pressure in the wet well decreases. Each pressure in the equipment installation area and the operation floor area changes in the same manner and shows the same value. When it is simply referred to as a wet well, a first space region (described later) formed above the cooling water level of the first pressure suppression pool in the first pressure suppression chamber formed in the primary reactor containment vessel. The inner wet well 9) and the second pressure suppression in the second pressure suppression chamber formed between the primary reactor containment vessel and the secondary reactor containment vessel covering the primary reactor containment vessel It means a region where both of the second space regions (outer wet wells 26 in the embodiments described later) formed above the cooling water surface of the pool are combined.

機器設置エリアに触媒式可燃性ガス処理装置を設置しない場合におけるウエットウエル、機器設置エリア及び運転階エリアのそれぞれの水素濃度の、破裂板の破裂時点からの時間経過に伴う変化を図4に示す。過酷事故の発生によりウエットウエル内の水素濃度は高い状態になっている。破裂板が破裂した後、ウエットウエル内の水素濃度が減少する。機器設置エリア及び運転階エリア内の各水素濃度は、破裂板の破裂後に上昇する。機器設置エリア内の水素濃度の上昇度合いは、運転階エリア内の水素濃度のそれよりも大きくなっている。すなわち、破裂板の破裂前では0であった、機器設置エリアおよび運転階エリアのそれぞれの水素濃度が破裂板の破裂に伴い増大し、これに対して、ウエットウエルの水素濃度が低下している。ウエットウエルから放出された水素が直接流入する機器設置エリアの水素濃度の上昇が顕著であり、運転階エリアの水素濃度の4〜5倍の増加となっている。これは、水素が蓄積されていたウエットウエルから放出された水素濃度の高い混合気体が機器設置エリアに直接流入するためであり、さらには、機器設置エリアでの水素ガスの希釈の度合いが小さいためである。この状態は、破裂した破裂板を通して機器設置エリアに水素ガスが流入する間、維持される。この間、機器設置エリアの水素濃度が運転階エリアの水素濃度よりも高くなる。   FIG. 4 shows changes in the hydrogen concentrations of the wet well, the equipment installation area, and the operation floor area with the passage of time from the rupture point of the rupture disk when no catalytic combustible gas treatment device is installed in the equipment installation area. . Due to the occurrence of a severe accident, the hydrogen concentration in the wet well is high. After the rupture disc ruptures, the hydrogen concentration in the wet well decreases. Each hydrogen concentration in the equipment installation area and the operation floor area rises after the rupture disc ruptures. The degree of increase in the hydrogen concentration in the equipment installation area is larger than that in the operation floor area. That is, the hydrogen concentration in the equipment installation area and the operation floor area, which was 0 before the rupture disk burst, increases as the rupture disk ruptures, whereas the wet well hydrogen concentration decreases. . The increase in the hydrogen concentration in the equipment installation area where the hydrogen released from the wet well directly flows in is remarkable, which is 4 to 5 times the hydrogen concentration in the operation floor area. This is because the gas mixture having a high hydrogen concentration released from the wet well where hydrogen has accumulated directly flows into the equipment installation area, and furthermore, the degree of dilution of the hydrogen gas in the equipment installation area is small. It is. This state is maintained while hydrogen gas flows into the equipment installation area through the ruptured rupture disc. During this time, the hydrogen concentration in the equipment installation area is higher than the hydrogen concentration in the operation floor area.

図3及び図4は、過酷事故時の圧力及び水素濃度の挙動についての解析結果を示している。解析の対象とした過酷事故は、主蒸気管の破断及び炉心内への注水の失敗を想定した。なお、この解析では、機器設置エリア内の空間の容積(機器設置エリア内の全容積から機器設置エリアに設置された機器及び配管の容積を差し引いた容積)を、ウエットウエルの容積の113%としている。これらの解析は、解析コードとして、原子力プラントの過酷事故を評価するMAAPコードを用いて行った。MAAPコードは、“http://www.meti.go.jp/report/downloadfiles/g21206bj.pdf“等の文献に紹介されている。後述の図5から図10に示された解析結果も、MAAPコードを用いて得られたものである。ウエットウエルの容積とは、上記した第1圧力抑制室内の、第1圧力抑制プールの冷却水の水面より上方に形成される第1空間領域(後述の実施例における内側ウエットウエル9)の容積、及び上記した第2圧力抑制室内の、第2圧力抑制プールの冷却水の水面より上方に形成された第2空間領域(後述の実施例における外側ウエットウエル26)の容積を合計した容積である。   3 and 4 show the analysis results on the behavior of pressure and hydrogen concentration during severe accidents. The severe accidents targeted for analysis assumed the failure of the main steam pipe and water injection into the core. In this analysis, the volume of the space in the equipment installation area (the volume obtained by subtracting the volume of the equipment and piping installed in the equipment installation area from the total volume in the equipment installation area) is defined as 113% of the volume of the wet well. Yes. These analyzes were performed using MAAP codes for evaluating severe accidents in nuclear power plants as analysis codes. The MAAP code is introduced in documents such as “http://www.meti.go.jp/report/downloadfiles/g21206bj.pdf”. The analysis results shown in FIGS. 5 to 10 described later are also obtained using the MAAP code. The volume of the wet well is the volume of the first space region (inner wet well 9 in the embodiment described later) formed above the cooling water level of the first pressure suppression pool in the first pressure suppression chamber. And the total volume of the second space region (outer wet well 26 in the examples described later) formed above the coolant surface of the second pressure suppression pool in the second pressure suppression chamber.

発明者らは、触媒式可燃性ガス処理装置を仕切り床より上方で1次原子炉格納容器と2次原子炉格納容器の間に配置した場合における1次原子炉格納容器と2次原子炉格納容器の間での水素濃度の、破裂板が破裂した後における変化を、MAAPコードを用いて解析した。この解析結果を図5に示す。この解析結果は、2基の触媒式可燃性ガス処理装置を機器設置エリア内に配置した第1ケース、及び1基の触媒式可燃性ガス処理装置を機器設置エリア内に配置し、1基の触媒式可燃性ガス処理装置を運転階エリア内に配置した第2ケースについて示している。なお、第1ケース及び第2ケースにおけるウエットウエル、機器設置エリア及び運転階エリアのそれぞれの圧力の変化は、図3と同じである。これは、触媒式可燃性ガス処理装置による水素の処理量が、空気及び水蒸気を含む全ガス量に対して相対的に微量であるからである。   The inventors of the present invention have the primary reactor containment vessel and the secondary reactor containment when the catalytic combustible gas treatment device is disposed between the primary reactor containment vessel and the secondary reactor containment vessel above the partition floor. Changes in the hydrogen concentration between the containers after the rupturable plate burst were analyzed using the MAAP code. The analysis results are shown in FIG. As a result of this analysis, the first case in which two catalytic combustible gas treatment devices are arranged in the equipment installation area, and one catalytic combustible gas treatment device is arranged in the equipment installation area. It has shown about the 2nd case which has arrange | positioned the catalyst type combustible gas processing apparatus in the operation floor area. In addition, the change of each pressure of the wet well, an apparatus installation area, and an operation floor area in a 1st case and a 2nd case is the same as FIG. This is because the amount of hydrogen treated by the catalytic combustible gas treatment device is relatively small relative to the total amount of gas including air and water vapor.

図5に示す解析結果と図4に示す解析結果を比較したとき、図5から明らかであるように、触媒式可燃性ガス処理装置を設置したエリアでの水素濃度が低下している。機器設置エリアの水素濃度は、第1及び第2ケース共、運転階エリアの水素濃度より高い状態が維持される。ウエットウエル及び運転階エリアのそれぞれの水素濃度の変化は、第1ケース及び第2ケースで実質的に同じである。また、機器設置エリアの水素濃度は、第2ケースよりも第1ケースで低くなっている。なお、原子力プラントの運転時には、ウエットウエルには窒素ガス、及び機器設置エリア及び運転階エリアには空気が存在する。上記したウエットウエル、機器設置エリア及び運転階エリアの各水素濃度は、破裂板の破裂後において、それぞれの領域に存在する気体(例えば、窒素ガス、空気)を考慮したときの水素の濃度である。   When the analysis result shown in FIG. 5 is compared with the analysis result shown in FIG. 4, as is clear from FIG. 5, the hydrogen concentration in the area where the catalytic combustible gas treatment device is installed is lowered. The hydrogen concentration in the equipment installation area is maintained higher than the hydrogen concentration in the operation floor area in both the first and second cases. The change in hydrogen concentration in the wet well and the operation floor area is substantially the same in the first case and the second case. In addition, the hydrogen concentration in the device installation area is lower in the first case than in the second case. During operation of the nuclear power plant, nitrogen gas is present in the wet well, and air is present in the equipment installation area and the operation floor area. The hydrogen concentrations in the wet well, the equipment installation area, and the operation floor area described above are the hydrogen concentrations when the gas (for example, nitrogen gas, air) existing in each region is taken into account after the rupture plate is ruptured. .

図5に示された2ケース、すなわち、第1及び第2ケースのそれぞれについて、各エリアに存在する水素ガスの重量の、破裂板の破裂時点からの時間経過に伴う変化を図6に示す。なお、図6における水素ガス重量は、破裂板の破裂前にウエットウエルに存在した水素ガスの重量で規格化している。機器設置エリアでは、第1ケースの水素ガス重量が第2ケースの水素ガス重量よりも小さくなっている。運転階エリアでは、第2ケースの水素ガス重量が第1ケースの水素ガス重量よりも小さくなっている。   FIG. 6 shows the change of the weight of hydrogen gas existing in each area with the passage of time from the rupture point of the rupture disk in each of the two cases shown in FIG. 5, that is, the first and second cases. In addition, the hydrogen gas weight in FIG. 6 is normalized by the weight of the hydrogen gas existing in the wet well before the rupture plate bursts. In the equipment installation area, the hydrogen gas weight of the first case is smaller than the hydrogen gas weight of the second case. In the operation floor area, the hydrogen gas weight of the second case is smaller than the hydrogen gas weight of the first case.

第1及び第2ケースについて、触媒式可燃性ガス処理装置による水素の処理量を図7に示す。図7に示す水素の処理量は、図6と同様に、破裂板の破裂前にウエットウエルに存在した水素ガス重量で規格化している。図7に示された各特性によれば、どちらのケースも2基の触媒式可燃性ガス処理装置を使用しているにもかかわらず、2基の触媒式可燃性ガス処理装置を機器設置エリアに設置している第1ケースでの水素の処理量が、1基の触媒式可燃性ガス処理装置を機器設置エリアに設置している第2ケースのそれよりも約70%大きくなる。これは、ウエットウエルからの水素ガスが破裂板の破裂によって機器設置エリアに直接放出されるため、機器設置エリアの水素濃度が高くなり、運転階エリアよりも機器設置エリアに設置された触媒式可燃性ガス処理装置による水素処理効率が高くなるのである。このことから、可燃性ガスである水素を処理する触媒式可燃性ガス処理装置を、1次原子炉格納容器内に形成された、高濃度の水素ガスが蓄積されているウエットウエルから水素ガスが直接放出される機器設置エリアに設置することによって、水素の処理効率を高めることができる。換言すれば、破裂板の破裂後に高い水素濃度が保持される機器設置エリアに触媒式可燃性ガス処理装置を設置することによって、水素の処理効率を向上させることができる。この結果、触媒式可燃性ガス処理装置の設置基数を低減することが可能である。   FIG. 7 shows the amount of hydrogen treated by the catalytic combustible gas treatment apparatus for the first and second cases. The amount of hydrogen treatment shown in FIG. 7 is normalized by the weight of hydrogen gas present in the wet well before the rupture plate bursts, as in FIG. According to the characteristics shown in FIG. 7, in both cases, two catalytic combustible gas treatment devices are installed in the equipment installation area even though two catalytic combustible gas treatment devices are used. The amount of hydrogen treated in the first case installed in is about 70% larger than that in the second case where one catalytic combustible gas treatment device is installed in the equipment installation area. This is because the hydrogen gas from the wet well is released directly to the equipment installation area by the rupture of the rupture disk, so the hydrogen concentration in the equipment installation area is high, and the catalytic combustible installed in the equipment installation area rather than the operation floor area. The hydrogen treatment efficiency by the property gas treatment device is increased. From this, the catalytic combustible gas processing apparatus for processing hydrogen, which is a combustible gas, is supplied from a wet well in which a high concentration of hydrogen gas is accumulated in a primary reactor containment vessel. By installing in the equipment installation area that is directly released, the hydrogen treatment efficiency can be increased. In other words, hydrogen treatment efficiency can be improved by installing a catalytic combustible gas treatment device in an equipment installation area where a high hydrogen concentration is maintained after the rupturable plate is ruptured. As a result, it is possible to reduce the number of installed flammable gas treatment devices.

機器設置エリアの容積が触媒式可燃性ガス処理装置の水素の処理効率に与える影響を、図8を用いて説明する。図8には、機器設置エリア内に形成された空間の容積(機器設置エリアの全容積から、機器設置エリア内に配置された機器及び配管の容積を除いた容積)をウエットウエルの容積で規格化した値で、113%のケース(以下、ケースAという)及び13%のケース(以下、ケースBという)の2ケースについて、機器設置エリアに2基の触媒式可燃性ガス処理装置を設置した状態でのそれぞれの水素ガスの処理量を示している。この水素ガスの処理量は、図7と同様に、破裂板の破裂前にウエットウエルに存在した水素ガス重量で規格化している。図8に示された特性に基づいて、機器設置エリア内に形成された空間の容積がウエットウエルの容積の113%であるケースAの場合には、その空間の容積の13%であるケースBの場合に比べて、水素ガスの処理量が100%以上大きくなることが分かった。   The influence of the volume of the equipment installation area on the hydrogen treatment efficiency of the catalytic combustible gas treatment device will be described with reference to FIG. In FIG. 8, the volume of the space formed in the equipment installation area (the volume obtained by removing the volume of the equipment and piping arranged in the equipment installation area from the total volume of the equipment installation area) is standardized by the volume of the wet well. In two cases, 113% case (hereinafter referred to as Case A) and 13% case (hereinafter referred to as Case B), two catalytic combustible gas treatment devices were installed in the equipment installation area. The processing amount of each hydrogen gas in the state is shown. The amount of hydrogen gas treated is normalized by the weight of hydrogen gas present in the wet well before the bursting of the rupturable plate, as in FIG. Based on the characteristics shown in FIG. 8, in the case A where the volume of the space formed in the device installation area is 113% of the volume of the wet well, case B is 13% of the volume of the space. It was found that the amount of hydrogen gas processed was increased by 100% or more as compared with the above case.

図8に示された2つのケースのそれぞれにおける機器設置エリアの水素濃度の時間経過に伴う変化を図9に示す。機器設置エリアの水素濃度は、ケースBよりも機器設置エリア内の空間容積がウエットウエル容積の113%であるケースAのほうが高くなる。これは、機器設置エリア内に形成された空間の容積が小さい場合には、破裂板の破裂によってウエットウエルから機器設置エリアに放出された可燃性ガスが空間内に存在する絶対量が相対的に小さく触媒式可燃性ガス処理装置により処理され水素濃度低減の効果が相対的に大きくなり、機器設置エリアの水素濃度が低下するためである。このように水素濃度が低くなるため、機器設置エリア内の空間容積が小さい場合に水素ガスの処理効率が低下する。この結果、触媒式可燃性ガス処理装置の水素ガス処理効率を高くするためには、ウエットウエルから可燃性ガスが最初に放出される空間の有効容積を大きくする必要がある。   FIG. 9 shows changes with time of the hydrogen concentration in the equipment installation area in each of the two cases shown in FIG. The hydrogen concentration in the device installation area is higher in Case A where the space volume in the device installation area is 113% of the wet well volume than in Case B. This is because, when the volume of the space formed in the equipment installation area is small, the absolute amount of combustible gas released from the wet well to the equipment installation area due to the rupture of the rupture disk is relatively large. This is because it is processed by a small catalytic combustible gas treatment device, and the effect of reducing the hydrogen concentration becomes relatively large, and the hydrogen concentration in the equipment installation area decreases. Since the hydrogen concentration is thus reduced, the processing efficiency of hydrogen gas is reduced when the space volume in the equipment installation area is small. As a result, in order to increase the hydrogen gas processing efficiency of the catalytic combustible gas processing apparatus, it is necessary to increase the effective volume of the space where the combustible gas is first released from the wet well.

ウエットウエルから破裂板の破裂によって最初に可燃性ガスが放出される空間である機器設置エリア内に形成された空間の容積に対する水素ガス処理量の依存性を図10に示す。図10における機器設置エリア及び水素処理量は、前述したように、規格化した値を使用している。図10には、破裂板の破裂時点から15分及び30分のそれぞれのケースに対する特性が記載されている。各ケース共、機器設置エリア内の空間の容積が大きくなるにつれて水素の処理量は増加する。しかしながら、ウエットウエルの容積で規格化された、機器設置エリア内の空間の容積が75%以上では、水素の処理量の増加度合いが飽和傾向となる。これは、ウエットウエルの容積に対する機器設置エリア内の空間の容積の割合が75%よりも小さい領域では、機器設置エリア内の空間の容積に対して触媒式可燃性ガス処理装置で処理された水素ガス量が無視できず、機器設置エリア内の水素濃度が低下するが、ウエットウエルの容積に対する機器設置エリア内の空間の容積の割合が75%以上の領域では水素処理量がその空間内の水素濃度に及ぼす影響が小さくなるためである。このため、破裂板の破裂時点でウエットウエルから最初に可燃性ガスが放出される空間である機器設置エリア内の空間の容積をウエットウエルの容積の75%以上にすることによって、破裂板の破裂時点以降の機器設置エリア内の空間の水素濃度を高くすることができ、機器設置エリア内に設置した触媒式可燃性ガス処理装置による水素の処理効率を向上させることができる。この結果、2次原子炉格納容器内に設置される触媒式可燃性ガス処理装置の基数を低減できる。   FIG. 10 shows the dependence of the hydrogen gas processing amount on the volume of the space formed in the equipment installation area, which is the space where the combustible gas is first released by the rupture of the rupturable plate from the wet well. As described above, standardized values are used for the equipment installation area and the hydrogen treatment amount in FIG. FIG. 10 shows the characteristics for each case of 15 minutes and 30 minutes from the time of rupture of the rupturable plate. In each case, the amount of hydrogen treatment increases as the volume of the space in the equipment installation area increases. However, when the volume of the space in the equipment installation area, which is standardized by the volume of the wet well, is 75% or more, the degree of increase in the hydrogen treatment amount tends to be saturated. This is because, in a region where the ratio of the volume of the space in the equipment installation area to the volume of the wet well is less than 75%, the hydrogen treated by the catalytic combustible gas treatment device with respect to the volume of the space in the equipment installation area. The amount of gas is not negligible, and the hydrogen concentration in the equipment installation area decreases. However, when the ratio of the volume of the space in the equipment installation area to the wet well volume is 75% or more, the hydrogen treatment amount is the hydrogen in the space. This is because the influence on the concentration is reduced. For this reason, the volume of the space in the equipment installation area, which is the space where the flammable gas is first released from the wet well at the time of the rupture of the rupture disk, is set to 75% or more of the volume of the wet well. The hydrogen concentration in the space in the equipment installation area after the time can be increased, and the hydrogen treatment efficiency by the catalytic combustible gas treatment apparatus installed in the equipment installation area can be improved. As a result, the number of catalytic combustible gas treatment devices installed in the secondary reactor containment vessel can be reduced.

また、ウエットウエルの容積に対する機器設置エリア内の空間の容積の割合が120%を超えた場合には、機器設置エリア内での水素の処理量が低下する。このため、ウエットウエルの容積に対する機器設置エリア内の空間の容積の割合は、120%以下にすることが望ましい。この場合、破裂板開放後の該空間の水素濃度を高くすることができ、設置した触媒式処理機(反応器)の処理能力を最大能力の95%以上を維持可能であることがわかる。その結果、空間容積が過少あるいは過大である場合に比べて処理量が大きく維持でき、可燃性ガス処理系である触媒式反応器の数を低減可能である。   In addition, when the ratio of the volume of the space in the equipment installation area to the volume of the wet well exceeds 120%, the amount of hydrogen processing in the equipment installation area decreases. For this reason, the ratio of the volume of the space in the equipment installation area to the volume of the wet well is desirably 120% or less. In this case, it can be seen that the hydrogen concentration in the space after opening the rupturable plate can be increased, and the installed processing capacity of the catalytic processor (reactor) can be maintained at 95% or more of the maximum capacity. As a result, the treatment amount can be maintained larger than when the space volume is too small or too large, and the number of catalytic reactors that are combustible gas treatment systems can be reduced.

以上に述べた検討結果を考慮した、本発明の実施例を以下に説明する。   An embodiment of the present invention will be described below in consideration of the examination results described above.

本発明の好適な一実施例である、原子力プラントに用いられる原子炉格納設備を、図1を用いて説明する。本実施例の原子炉格納設備1は、1次原子炉格納容器3、2次原子炉格納容器15及び複数の触媒式可燃性ガス処理装置27を備えている。1次原子炉格納容器3は、上蓋4を含んでおり、コンクリートマット34上に設置される。1次原子炉格納容器3が、コンクリートマット34上に設置された鋼製の2次原子炉格納容器15内に配置される。2次原子炉格納容器15が、コンクリートマット34上に設置された鉄筋コンクリート製の外部容器33内に配置される。   A reactor containment facility used in a nuclear power plant, which is a preferred embodiment of the present invention, will be described with reference to FIG. The reactor containment facility 1 of the present embodiment includes a primary reactor containment vessel 3, a secondary reactor containment vessel 15, and a plurality of catalytic combustible gas treatment devices 27. The primary reactor containment vessel 3 includes an upper lid 4 and is installed on a concrete mat 34. The primary reactor containment vessel 3 is disposed in a steel secondary reactor containment vessel 15 installed on a concrete mat 34. The secondary nuclear reactor containment vessel 15 is arranged in an external vessel 33 made of reinforced concrete installed on a concrete mat 34.

ペデスタル11が、1次原子炉格納容器3内に配置され、コンクリートマット34上に設置される。原子炉圧力容器2がペデスタル11上に設置される。円筒状のγ線遮へい体5が,原子炉圧力容器2を取り囲んでおり、ペデスタル11上に設置される。環状のダイヤフラムフロア10の外周部が1次原子炉格納容器3の内面に設置され、ダイヤフラムフロア10の内周部がペデスタル11に設置される。   The pedestal 11 is disposed in the primary reactor containment vessel 3 and installed on the concrete mat 34. A reactor pressure vessel 2 is installed on the pedestal 11. A cylindrical gamma ray shield 5 surrounds the reactor pressure vessel 2 and is installed on the pedestal 11. The outer peripheral part of the annular diaphragm floor 10 is installed on the inner surface of the primary reactor containment vessel 3, and the inner peripheral part of the diaphragm floor 10 is installed on the pedestal 11.

ドライウエル6と第1圧力抑制室7がダイヤフラムフロア10によって隔離されている。ドライウエル6はダイヤフラムフロア10の上方に配置され、環状の第1圧力抑制室7がダイヤフラムフロア10の下方に配置されてペデスタル11を取り囲んでいる。原子炉圧力容器2がドライウエル6内に配置される。冷却水を充填した内側圧力抑制プール(第1圧力抑制プール)8、及び内側圧力抑制プール8の冷却水の水面よりも上方の空間である内側ウエットウエル(第1空間領域)9が、第1圧力抑制室7内に形成されている。複数のベント通路12がペデスタル11内に形成され、ペデスタル11の周方向に所定の間隔を置いて配置される。各ベント通路12の上端がドライウエル6に開放され、各ベント通路12の下端部が内側圧力抑制プール8の冷却水中に開放されている。   The dry well 6 and the first pressure suppression chamber 7 are isolated by the diaphragm floor 10. The dry well 6 is disposed above the diaphragm floor 10, and an annular first pressure suppression chamber 7 is disposed below the diaphragm floor 10 and surrounds the pedestal 11. A reactor pressure vessel 2 is disposed in the dry well 6. An inner pressure suppression pool (first pressure suppression pool) 8 filled with cooling water, and an inner wet well (first space region) 9 which is a space above the coolant level of the inner pressure suppression pool 8 are the first. It is formed in the pressure suppression chamber 7. A plurality of vent passages 12 are formed in the pedestal 11 and are arranged at predetermined intervals in the circumferential direction of the pedestal 11. The upper end of each vent passage 12 is opened to the dry well 6, and the lower end portion of each vent passage 12 is opened to the cooling water of the inner pressure suppression pool 8.

主蒸気配管37及び給水配管38が原子炉圧力容器2に接続される。主蒸気配管37は、1次原子炉格納容器3、2次原子炉格納容器15及び外部容器33を貫通してタービン(図示せず)に接続される。給水配管38は、1次原子炉格納容器3、2次原子炉格納容器15及び外部容器33を貫通して、タービンから排気される蒸気を凝縮する復水器(図示せず)に接続される。   A main steam pipe 37 and a water supply pipe 38 are connected to the reactor pressure vessel 2. The main steam pipe 37 passes through the primary reactor containment vessel 3, the secondary reactor containment vessel 15 and the external vessel 33 and is connected to a turbine (not shown). The feed water pipe 38 passes through the primary reactor containment vessel 3, the secondary reactor containment vessel 15 and the external vessel 33 and is connected to a condenser (not shown) that condenses steam exhausted from the turbine. .

1次原子炉格納容器3は、ABWRで用いられている鉄筋コンクリート製格納容器(RCCV)であり、コンクリートマット34上に設置される円筒部と、円筒部の上端部に設けられて天井部を形成するトップスラブを有する。上蓋4はトップスラブに取り外し可能に設置される。   The primary reactor containment vessel 3 is a reinforced concrete containment vessel (RCCV) used in ABWR, and is provided on a cylindrical portion installed on a concrete mat 34 and an upper end portion of the cylindrical portion to form a ceiling portion. To have a top slab. The upper lid 4 is detachably installed on the top slab.

原子炉ウェル22、燃料貯蔵プール23及び機器仮置きプール24が、1次原子炉格納容器3に設けられ、1次原子炉格納容器3の上方に配置される。原子炉ウェル22が原子炉圧力容器3の真上に配置され、燃料貯蔵プール23及び機器仮置きプール24が原子炉ウェル22の両脇に配置されている。   The reactor well 22, the fuel storage pool 23, and the equipment temporary storage pool 24 are provided in the primary reactor containment vessel 3 and are arranged above the primary reactor containment vessel 3. The reactor well 22 is disposed directly above the reactor pressure vessel 3, and the fuel storage pool 23 and the equipment temporary storage pool 24 are disposed on both sides of the reactor well 22.

環状の仕切り床17が、燃料貯蔵プール23の底面よりも下方で1次原子炉格納容器3と2次原子炉格納容器15の間に配置される。仕切り床17の内周部が1次原子炉格納容器3の外面に設置され、仕切り床17の外周部が2次原子炉格納容器15の内面に設置される。環状の第2圧力抑制室16が、仕切り床17よりも下方で1次原子炉格納容器3と2次原子炉格納容器15の間に形成され、1次原子炉格納容器3を取り囲んでいる。第2圧力抑制室16内には、冷却水が充填された環状の外側圧力抑制プール(第2圧力抑制プール)25、及び外側圧力抑制プール25の冷却水の水面よりも上方に存在する環状の外側ウエットウエル(第2空間領域)26が形成されている。内側圧力抑制プール8と外側圧力抑制プール25は、1次原子炉格納容器3の円筒部に形成された複数の連通孔13によって連絡されている。内側ウエットウエル9と外側ウエットウエル26は、複数の連通孔14によって連絡されている。   An annular partition floor 17 is disposed between the primary reactor containment vessel 3 and the secondary reactor containment vessel 15 below the bottom surface of the fuel storage pool 23. The inner periphery of the partition floor 17 is installed on the outer surface of the primary reactor containment vessel 3, and the outer periphery of the partition floor 17 is installed on the inner surface of the secondary reactor containment vessel 15. An annular second pressure suppression chamber 16 is formed between the primary reactor containment vessel 3 and the secondary reactor containment vessel 15 below the partition floor 17 and surrounds the primary reactor containment vessel 3. In the second pressure suppression chamber 16, an annular outer pressure suppression pool (second pressure suppression pool) 25 filled with cooling water, and an annular ring that exists above the coolant level of the outer pressure suppression pool 25. An outer wet well (second space region) 26 is formed. The inner pressure suppression pool 8 and the outer pressure suppression pool 25 are connected by a plurality of communication holes 13 formed in the cylindrical portion of the primary reactor containment vessel 3. The inner wet well 9 and the outer wet well 26 are connected by a plurality of communication holes 14.

機器設置エリア20が、仕切り床17よりも上方で1次原子炉格納容器3と2次原子炉格納容器15の間に形成されており、1次原子炉格納容器の円筒部を取り囲んでいる。機器設置エリア20内に形成された空間の容積は内側ウエットウエル9及び外側ウエットウエル26のそれぞれの容積を合計した容積(以下、ウエットウエル容積という)の容積の113%になっている。機器設置エリア20内に形成された空間とは、機器設置エリア20内に設置された機器(例えば、触媒式可燃性ガス処理装置27)及び配管を除外した、機器設置エリア20内の空間であり、空気が存在している空間である。運転階エリア21が、原子炉ウェル22、燃料貯蔵プール23及び機器仮置きプール24の上方で2次原子炉格納容器15内に形成される。運転階エリア21の床面を形成する運転床(図示せず)が、2次原子炉格納容器15内に形成されている。原子炉ウェル22、燃料貯蔵プール23及び機器仮置きプール24のそれぞれの上端部は、運転床によって取り囲まれている。運転床は円形の横断面を有している。運転床の側面と2次原子炉格納容器15の内面の間には、環状間隙39が形成される。なお、この環状隙間39は、機器設置エリア20と運転階エリア21を連絡すればよいので、環状でなく周方向において何箇所か存在する通路にしてもよい。機器設置エリア20と運転階エリア21は環状間隙39によって連絡される。燃料貯蔵プール23及び機器仮置きプール24が、1次原子炉格納容器3の円筒部の外面よりも外側に張り出しているので、環状間隙39の内面の直径が1次原子炉格納容器3の円筒部の外面の直径よりも大きくなっている。   An equipment installation area 20 is formed between the primary reactor containment vessel 3 and the secondary reactor containment vessel 15 above the partition floor 17 and surrounds the cylindrical portion of the primary reactor containment vessel. The volume of the space formed in the device installation area 20 is 113% of the total volume of the inner wet well 9 and the outer wet well 26 (hereinafter referred to as the wet well volume). The space formed in the equipment installation area 20 is a space in the equipment installation area 20 excluding equipment (for example, the catalytic combustible gas processing device 27) and piping installed in the equipment installation area 20. A space where air exists. An operation floor area 21 is formed in the secondary reactor containment vessel 15 above the reactor well 22, the fuel storage pool 23 and the equipment temporary storage pool 24. An operation floor (not shown) that forms the floor surface of the operation floor area 21 is formed in the secondary reactor containment vessel 15. The upper ends of the reactor well 22, the fuel storage pool 23, and the equipment temporary storage pool 24 are surrounded by the operation floor. The operating floor has a circular cross section. An annular gap 39 is formed between the side surface of the operation floor and the inner surface of the secondary reactor containment vessel 15. In addition, since this annular clearance 39 should just connect the apparatus installation area 20 and the driving | operation floor area 21, you may make it the channel | path which exists in several places in the circumferential direction instead of a ring. The equipment installation area 20 and the operation floor area 21 are connected by an annular gap 39. Since the fuel storage pool 23 and the equipment temporary storage pool 24 protrude outward from the outer surface of the cylindrical portion of the primary reactor containment vessel 3, the diameter of the inner surface of the annular gap 39 is the cylinder of the primary reactor containment vessel 3. It is larger than the diameter of the outer surface of the part.

環状の仕切り床17を貫通する複数の開口部18が仕切り床17に形成されている。破裂板19が、開口部18内に配置され、仕切り床17に設置されている。開口部8は、通常状態において破裂板19によって封鎖されており、破裂板19が破裂したときに機器設置エリア20と外側ウエットウエル26を連絡する。破裂板19は、0.42MPaの圧力で破裂するように構成されている。   A plurality of openings 18 penetrating the annular partition floor 17 are formed in the partition floor 17. A rupturable plate 19 is disposed in the opening 18 and installed on the partition floor 17. The opening 8 is sealed by a rupturable plate 19 in a normal state, and communicates the device installation area 20 and the outer wet well 26 when the rupturable plate 19 is ruptured. The rupturable plate 19 is configured to burst at a pressure of 0.42 MPa.

複数の触媒式可燃性ガス処理装置27が、図1に示すように、機器設置エリア20内に設置される。それぞれの触媒式可燃性ガス処理装置27は、別々に、各開口部18の真上に配置されている。   A plurality of catalytic combustible gas treatment devices 27 are installed in the equipment installation area 20 as shown in FIG. Each catalytic combustible gas treatment device 27 is separately disposed directly above each opening 18.

触媒式可燃性ガス処理装置27の構成を、図2を用いて詳細に説明する。触媒式可燃性ガス処理装置27は、横断面が例えば矩形の筒状体であるケーシング28、及び水素と酸素の結合反応を促進させる触媒が充填された触媒層29を有する。触媒層29よりも下方でケーシング28の下端部にはガス流入口30が形成され、触媒層29よりも上方でケーシング28の上端部にはガス流出口31が形成されている。触媒式可燃性ガス処理装置27は、ケーシング28の下端に取り付けられた複数(例えば、4本)の支持部材32によって、仕切り床17の上面に設置される。ガス流入口30は開口部18の真上に位置している。ガス流入口30は支持部材32の相互間を通して機器設置エリア20内の空間に連絡される。ガス流出口31もその空間に連絡される。   The configuration of the catalytic combustible gas processing device 27 will be described in detail with reference to FIG. The catalytic combustible gas treatment device 27 includes a casing 28 that is a cylindrical body having a rectangular cross section, for example, and a catalyst layer 29 filled with a catalyst that promotes a bonding reaction between hydrogen and oxygen. A gas inlet 30 is formed at the lower end of the casing 28 below the catalyst layer 29, and a gas outlet 31 is formed at the upper end of the casing 28 above the catalyst layer 29. The catalytic combustible gas treatment device 27 is installed on the upper surface of the partition floor 17 by a plurality of (for example, four) support members 32 attached to the lower end of the casing 28. The gas inlet 30 is located immediately above the opening 18. The gas inlet 30 communicates with the space in the equipment installation area 20 through the support members 32. A gas outlet 31 is also connected to the space.

原子力プラントの運転中、1次原子炉格納容器3内のドライウエル6及び内側ウエットウエル9、及び2次原子炉格納容器15内の外側ウエットウエル26には、不活性ガスである窒素ガスが充填されている。機器設置エリア20及び運転階エリア21は、原子力プラントの運転中でも作業員が出入りできるように空気雰囲気になっている。   During operation of the nuclear power plant, the dry well 6 and the inner wet well 9 in the primary reactor containment vessel 3 and the outer wet well 26 in the secondary reactor containment vessel 15 are filled with nitrogen gas which is an inert gas. Has been. The equipment installation area 20 and the operation floor area 21 are in an air atmosphere so that workers can enter and exit even during operation of the nuclear power plant.

冷却水が充填された外周プール35が、2次原子炉格納容器15と外部容器33の間に形成され、2次原子炉格納容器15を取り囲んでいる。外周プール35は外側圧力抑制プール25を取り囲んでいる。   An outer peripheral pool 35 filled with cooling water is formed between the secondary reactor containment vessel 15 and the outer vessel 33 and surrounds the secondary reactor containment vessel 15. The outer peripheral pool 35 surrounds the outer pressure suppression pool 25.

原子力プラントの運転中に、1次原子炉格納容器3内で主蒸気配管37が破断したとする。原子炉圧力容器2内の圧力が低下するので、原子炉圧力容器内の高温高圧の冷却水は、蒸気になって主蒸気配管37の破断箇所からドライウエル6内に噴出する。このとき、通常であれば、原子力プラントに設けられた安全系の高圧炉心注水系が作動して炉心内に冷却水が注水され、炉心に装荷されている各燃料集合体に含まれる複数の燃料棒が冷却される。主蒸気配管37が破断して高圧炉心注水系が作動した場合は、単なる冷却材喪失事故である。しかしながら、万が一、その高圧炉心注水系が何らかの原因により作動しなかった場合には、前述した過酷事故となる。   It is assumed that the main steam pipe 37 is broken in the primary reactor containment vessel 3 during operation of the nuclear power plant. Since the pressure in the reactor pressure vessel 2 decreases, the high-temperature and high-pressure cooling water in the reactor pressure vessel becomes steam and is jetted into the dry well 6 from the broken portion of the main steam pipe 37. At this time, normally, a plurality of fuels included in each fuel assembly loaded into the core is operated by operating a safety high-pressure core water injection system provided in the nuclear power plant and injecting cooling water into the core. The rod is cooled. When the main steam pipe 37 is broken and the high-pressure core water injection system is activated, it is a mere coolant loss accident. However, if the high pressure core water injection system fails to operate for some reason, the above-mentioned severe accident occurs.

このような過酷事故が発生した場合には、主蒸気配管37の破断箇所からドライウエル6に噴出した蒸気は、可燃性ガスである多量の水素を含んでいる。ドライウエル6内の、水素を含む高温高圧の蒸気は、各ベント通路12を通って内側圧力抑制プール8内の冷却水中に放出される。蒸気は、その冷却水によって凝縮される。内側圧力抑制プール8内の冷却水は、蒸気を凝縮することによって温度が上昇する。内側圧力抑制プール8内の温度が上昇した冷却水は、上部に位置する連通孔13を通して外側圧力抑制プール25内に流入し、鋼製の2次原子炉格納容器15に接触する外周プール35内の冷却水によって冷却される。外周プール35内の冷却水で冷却された外側圧力抑制プール25内の冷却水は、下部に位置する連通孔13を通して内側圧力抑制プール8内に戻される。内側圧力抑制プール8内の冷却水は、このように、外周プール35内の冷却水によって冷却されるので、ベント通路12から放出される蒸気を効率良く凝縮することができる。この蒸気の凝縮によってドライウエル6内の圧力上昇が抑制される。外周プール35内の冷却水は、外側圧力抑制プール25内の冷却水によって加熱されて蒸気になる。発生したこの蒸気は、2次原子炉格納容器15と外部容器33の間に形成される環状通路36を上昇して、外部容器33の天井部に形成された開口(図示せず)から外部容器33の外部に放出される。外周プール35内の冷却水の水面が設定水位よりも低下した場合には、外周プール35内に冷却水が補給される。   When such a severe accident occurs, the steam ejected from the broken portion of the main steam pipe 37 to the dry well 6 contains a large amount of hydrogen which is a combustible gas. The high-temperature and high-pressure steam containing hydrogen in the dry well 6 is discharged into the cooling water in the inner pressure suppression pool 8 through each vent passage 12. The steam is condensed by the cooling water. The temperature of the cooling water in the inner pressure suppression pool 8 rises by condensing the steam. The cooling water whose temperature in the inner pressure suppression pool 8 has risen flows into the outer pressure suppression pool 25 through the communication hole 13 located in the upper portion, and contacts the steel secondary reactor containment vessel 15. Cooled by cooling water. The cooling water in the outer pressure suppression pool 25 cooled by the cooling water in the outer peripheral pool 35 is returned to the inner pressure suppression pool 8 through the communication hole 13 located at the lower part. Since the cooling water in the inner pressure suppression pool 8 is thus cooled by the cooling water in the outer peripheral pool 35, the steam released from the vent passage 12 can be condensed efficiently. The pressure increase in the dry well 6 is suppressed by the condensation of the vapor. The cooling water in the outer peripheral pool 35 is heated by the cooling water in the outer pressure suppression pool 25 to become steam. The generated steam rises in an annular passage 36 formed between the secondary reactor containment vessel 15 and the outer vessel 33, and the outer vessel is opened from an opening (not shown) formed in the ceiling portion of the outer vessel 33. 33 is discharged to the outside. When the water level of the cooling water in the outer peripheral pool 35 falls below the set water level, the outer peripheral pool 35 is supplied with cooling water.

蒸気に含まれた水素は、圧力抑制プール8内の冷却水によって凝縮されないので、内側ウエットウエル9及び連通孔14を通って外側ウエットウエル26に到達する。このように、各ベント通路12によって導かれた水素は、内側ウエットウエル9及び外側ウエットウエル26内に蓄積される。水素の蓄積により、内側ウエットウエル9及び外側ウエットウエル26内の圧力が上昇する。外側ウエットウエル26内の圧力が0.42MPaまで上昇したとき、開口部18を封鎖している破裂板19が破裂する。   Since the hydrogen contained in the vapor is not condensed by the cooling water in the pressure suppression pool 8, the hydrogen reaches the outer wet well 26 through the inner wet well 9 and the communication hole 14. In this manner, the hydrogen guided by each vent passage 12 is accumulated in the inner wet well 9 and the outer wet well 26. Due to the accumulation of hydrogen, the pressure in the inner wet well 9 and the outer wet well 26 increases. When the pressure in the outer wet well 26 rises to 0.42 MPa, the rupturable plate 19 that seals the opening 18 bursts.

外側ウエットウエル26及び内側ウエットウエル9内の窒素ガス及び水素ガスが、開口部18内を上昇し、ガス流入口30よりケーシング28内に流入する。この水素ガス等は、ケーシング28内の触媒層29に到達する。触媒槽29には、機器設置エリア20に存在する酸素を含む空気がガス流入口30より供給される。触媒槽29に流入した水素と酸素は、触媒槽29に存在する触媒の作用によって結合されて水になる。触媒槽29から排気された空気等のガスは、ケーシング28内を上昇してガス流出口31から機器設置エリア20の空間に放出される。水素と酸素の結合反応が発熱反応であるので、触媒槽29内で空気が加熱されて空気の温度が上昇する。温度が上昇した空気がケーシング28内を上昇するので、ケーシング28による煙突効果によって、機器設置エリア20の空気がガス流入口30よりケーシング28内に流入しやすくなる。このため、触媒槽29内での水素と酸素の結合反応がさらに促進される。   Nitrogen gas and hydrogen gas in the outer wet well 26 and the inner wet well 9 rise in the opening 18 and flow into the casing 28 from the gas inlet 30. This hydrogen gas or the like reaches the catalyst layer 29 in the casing 28. Air containing oxygen present in the equipment installation area 20 is supplied to the catalyst tank 29 from the gas inlet 30. Hydrogen and oxygen flowing into the catalyst tank 29 are combined into water by the action of the catalyst existing in the catalyst tank 29. A gas such as air exhausted from the catalyst tank 29 rises in the casing 28 and is released from the gas outlet 31 to the space of the equipment installation area 20. Since the bonding reaction between hydrogen and oxygen is an exothermic reaction, air is heated in the catalyst tank 29 and the temperature of the air rises. Since the air whose temperature has risen rises in the casing 28, the air in the device installation area 20 easily flows into the casing 28 from the gas inlet 30 due to the chimney effect of the casing 28. For this reason, the bonding reaction of hydrogen and oxygen in the catalyst tank 29 is further promoted.

開口部18を上昇した水素は、機器設置エリア20に設置された複数の触媒式可燃性ガス処理装置27によって酸素と結合されるので、効率良く水素を処理することができ、図9に示すケースAのように機器設置エリア20の水素濃度を低減することができる。機器設置エリア20で水素が効率良く処理されるので、運転階エリア21の水素濃度の上昇が抑制される。   Since the hydrogen rising through the opening 18 is combined with oxygen by the plurality of catalytic combustible gas processing devices 27 installed in the equipment installation area 20, the hydrogen can be efficiently processed, as shown in FIG. As in A, the hydrogen concentration in the equipment installation area 20 can be reduced. Since hydrogen is efficiently processed in the equipment installation area 20, an increase in the hydrogen concentration in the operation floor area 21 is suppressed.

過酷事故が発生してから破裂板19が破裂するまでの間、ドライウエル6に放出された水素の影響により、内側ウエットウエル9及び外側ウエットウエル26内の圧力が上昇する。この圧力が0.42MPaに到達したとき、破裂板19が破裂し、内側ウエットウエル9及び外側ウエットウエル26内の圧力が、開口部18を通して、瞬時に、機器設置エリア20に開放される。この結果、図3に示すように、内側ウエットウエル9及び外側ウエットウエル26内の圧力が低下し、機器設置エリア20及び運転階エリア21の圧力が上昇し、各エリアの圧力は約0.15MPaで静定される。   The pressure in the inner wet well 9 and the outer wet well 26 increases due to the influence of hydrogen released to the dry well 6 after the severe accident occurs until the rupturable plate 19 bursts. When this pressure reaches 0.42 MPa, the rupturable plate 19 is ruptured, and the pressure in the inner wet well 9 and the outer wet well 26 is instantaneously released to the equipment installation area 20 through the opening 18. As a result, as shown in FIG. 3, the pressure in the inner wet well 9 and the outer wet well 26 decreases, the pressure in the equipment installation area 20 and the operation floor area 21 increases, and the pressure in each area is about 0.15 MPa. It is settled at.

本実施例は、機器設置エリア20の空間の容積をウエットウエル容積の113%にし、この機器設置エリア20に複数の触媒式可燃性ガス処理装置27を設置しているので、破裂板19の破裂によって外側ウエットウエル26から放出された水素を効率良く処理することができる。このため、過酷事故時に1次原子炉格納容器3内に放出された水素を短時間に処理することができる。空気が存在する機器設置エリア20及び運転階エリア21のそれぞれの水素濃度の増加を抑制することができ、それらのエリアにおける水素と酸素の急激な反応を防止することができる。   In this embodiment, the space of the equipment installation area 20 is set to 113% of the wet well volume, and a plurality of catalytic combustible gas treatment devices 27 are installed in the equipment installation area 20. Thus, the hydrogen released from the outer wet well 26 can be processed efficiently. For this reason, hydrogen released into the primary reactor containment vessel 3 at the time of a severe accident can be processed in a short time. An increase in the hydrogen concentration in each of the equipment installation area 20 and the operation floor area 21 where air is present can be suppressed, and a rapid reaction between hydrogen and oxygen in those areas can be prevented.

本実施例では、触媒式可燃性ガス処理装置27を、破裂板19を設置した開口部18の真上に配置しているので、破裂板19が破裂したときに開口部18を通過する水素濃度の高いガスを触媒式可燃性ガス処理装置27に導くことができるので、触媒式可燃性ガス処理装置27による水素の処理効率がさらに向上する。   In this embodiment, since the catalytic combustible gas treatment device 27 is disposed directly above the opening 18 where the rupturable plate 19 is installed, the hydrogen concentration passing through the opening 18 when the rupturable plate 19 is ruptured. Since the high gas can be guided to the catalytic combustible gas processing device 27, the hydrogen processing efficiency by the catalytic combustible gas processing device 27 is further improved.

本実施例では、機器設置エリア20の空間の容積をウエットウエル容積の113%にしているが、機器設置エリア20の空間の容積をウエットウエル容積の75%以上120%以下の範囲に含まれる任意の値に設定しても、上記した各効果を得ることができる。   In this embodiment, the volume of the space in the equipment installation area 20 is 113% of the wet well volume, but the volume of the space in the equipment installation area 20 is arbitrarily included in the range of 75% to 120% of the wet well volume. Even if it is set to the above value, the above-mentioned effects can be obtained.

各触媒式可燃性ガス処理装置27は、水平方向において開口部18の真上からずれた位置で、機器設置エリア20に配置し、仕切り床17上に設置してもよい。この場合でも、複数の触媒式可燃性ガス処理装置27が、ウエットウエル容積の113%の容積を有する機器設置エリア20に配置されているので、上記した実施例と同様に、水素の処理効率を向上させることができ、1次原子炉格納容器3内の水素を短時間に処理することができる。しかしながら、各触媒式可燃性ガス処理装置27は、水平方向において開口部18の真上からずれた位置で、機器設置エリア20に配置されているので、破裂板19が破裂した後に開口部18から機器設置エリア20内に放出された水素は、上記した実施例よりも機器設置エリア20内の空気によって希釈される。このため、上記した実施例よりも水素濃度が低下したガスが触媒槽29に導かれるので、上記した実施例に比べて水素の処理効率が低下する。   Each catalytic combustible gas treatment device 27 may be disposed in the device installation area 20 at a position shifted from directly above the opening 18 in the horizontal direction and may be installed on the partition floor 17. Even in this case, since the plurality of catalytic combustible gas treatment devices 27 are arranged in the equipment installation area 20 having a volume of 113% of the wet well volume, the hydrogen treatment efficiency is improved as in the above-described embodiment. The hydrogen in the primary reactor containment vessel 3 can be processed in a short time. However, since each catalytic combustible gas treatment device 27 is disposed in the equipment installation area 20 at a position shifted from directly above the opening 18 in the horizontal direction, after the rupturable plate 19 has ruptured, the opening 18 The hydrogen released into the equipment installation area 20 is diluted by the air in the equipment installation area 20 rather than the embodiment described above. For this reason, since the gas having a lower hydrogen concentration than that of the above-described embodiment is guided to the catalyst tank 29, the hydrogen treatment efficiency is lower than that of the above-described embodiment.

図1に示す実施例では、機器設置エリア20内に動的機器を設けない触媒式可燃性ガス処理装置27を設置しているが、機器設置エリア20に動的機器(例えば、ブロア)を設けた供給配管を接続し、この供給配管を、外部容器33の外部に設置された触媒式可燃性ガス処理装置27のガス流入口30に接続してもよい。この構成においては、機器設置エリア20に接続された戻り配管がガス排出口31に接続される。破裂板19の破裂によって機器設置エリア20に放出された水素は、動的機器の駆動によって、機器設置エリア20内の空気と共に、供給配管を通して触媒式可燃性ガス処理装置27に導かれ、触媒式可燃性ガス処理装置27内で処理される。触媒式可燃性ガス処理装置27から排出された、水素濃度が低下したガスは、戻り配管を通して機器設置エリア20に戻される。このような実施例でも、機器設置エリア20に直接放出された水素を触媒式可燃性ガス処理装置27で処理するので、図1に示す実施例と同様に、水素の処理効率を向上させることができる。しかしながら、触媒式可燃性ガス処理装置27を外部容器33の外部に配置するその実施例では、動的機器が必要になり、配管の引き回しも必要になる。このような実施例に比べて、機器設置エリア20に触媒式可燃性ガス処理装置27を設置する図1に示す実施例は、動的機器、及び配管の引き回しが不要であり、原子炉格納設備の構成を単純化することができる。   In the embodiment shown in FIG. 1, the catalytic combustible gas treatment device 27 that does not provide dynamic equipment is installed in the equipment installation area 20, but dynamic equipment (for example, a blower) is provided in the equipment installation area 20. A supply pipe may be connected, and this supply pipe may be connected to the gas inlet 30 of the catalytic combustible gas processing device 27 installed outside the external container 33. In this configuration, the return pipe connected to the device installation area 20 is connected to the gas outlet 31. The hydrogen released to the equipment installation area 20 due to the rupture of the rupturable plate 19 is led to the catalytic combustible gas treatment device 27 through the supply pipe together with the air in the equipment installation area 20 by the driving of the dynamic equipment. It is processed in the combustible gas processing device 27. The gas having a reduced hydrogen concentration discharged from the catalytic combustible gas processing device 27 is returned to the equipment installation area 20 through the return pipe. Even in such an embodiment, since the hydrogen directly discharged to the equipment installation area 20 is processed by the catalytic combustible gas processing device 27, the hydrogen processing efficiency can be improved as in the embodiment shown in FIG. it can. However, in the embodiment in which the catalytic combustible gas treatment device 27 is disposed outside the external container 33, dynamic equipment is required, and piping is also required. Compared to such an embodiment, the embodiment shown in FIG. 1 in which the catalytic combustible gas treatment device 27 is installed in the equipment installation area 20 does not require dynamic equipment and piping, and the reactor containment facility The configuration of can be simplified.

本発明は、沸騰水型原子力プラントに適用することができる。   The present invention can be applied to a boiling water nuclear power plant.

1…原子炉格納設備、2…原子炉圧力容器、3…1次原子炉格納容器、6…ドライウエル、7…第1圧力抑制室、8…内側圧力抑制プール、9…内側ウエットウエル、10…ダイヤフラムフロア、11…ペデスタル、12…ベント通路、15…2次原子炉格納容器、16…第2圧力抑制室、17…仕切り床、18…開口部、19…破裂板、20…機器設置エリア、21…運転階エリア、25…外側圧力抑制プール、26…外側ウエットウエル、27…触媒式可燃性ガス処理装置、28…ケーシング、29…触媒層、33…外部容器、35…外周プール。   DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Reactor containment equipment, 2 ... Reactor pressure vessel, 3 ... Primary reactor containment vessel, 6 ... Dry well, 7 ... First pressure suppression chamber, 8 ... Inner pressure suppression pool, 9 ... Inner wet well, 10 ... Diaphragm floor, 11 ... Pedestal, 12 ... Vent passage, 15 ... Secondary reactor containment vessel, 16 ... Second pressure suppression chamber, 17 ... Partition floor, 18 ... Opening, 19 ... Rupture plate, 20 ... Equipment installation area , 21 ... operation floor area, 25 ... outer pressure suppression pool, 26 ... outer wet well, 27 ... catalytic combustible gas treatment device, 28 ... casing, 29 ... catalyst layer, 33 ... outer container, 35 ... outer peripheral pool.

Claims (4)

原子炉圧力容器を内蔵する1次原子炉格納容器と、前記1次原子炉格納容器を覆う2次原子炉格納容器と、水素を処理する複数の可燃性ガス処理装置を備え、
前記1次原子炉格納容器が、前記原子炉圧力容器が配置されるドライウエル、及び前記ドライウエルと隔離される第1圧力抑制室を内部に形成しており、
前記第1圧力抑制室が、冷却水が充填される第1圧力抑制プール、及び前記第1圧力抑制プールの前記冷却水の水面より上方に形成される第1空間領域を有し、
前記1次原子炉格納容器と前記2次原子炉格納容器の間に配置された仕切り床が前記1次原子炉格納容器及び前記2次原子炉格納容器に設置され、
前記第1圧力抑制プールと連通して冷却水が充填される第2圧力抑制プール、及び前記他のプールの前記冷却水の水面より上方に形成され、前記第1空間領域に連通された第2空間領域を有する第2圧力抑制室が、前記仕切り床の下方で前記1次原子炉格納容器と前記2次原子炉格納容器の間に形成され、
機器設置エリアが、前記仕切り床の上方で前記1次原子炉格納容器と前記2次原子炉格納容器の間に形成され、
前記機器設置エリアに連絡された運転階エリアが、前記機器設置エリアの上方で前記1次原子炉格納容器と前記2次原子炉格納容器の間に形成され、
破裂板によって封鎖されて前記破裂板が破裂したとき前記第2空間領域と前記機器設置エリアを連絡する複数の開口部が、前記仕切り床に形成され、
前記複数の可燃性ガス処理装置が前記機器設置エリアに連絡され、
前記機器設置エリア内の空間の容積が、前記第1空間領域の容積及び前記第2空間領域の容積を合計した容積の75%以上120%以下の範囲にあることを特徴とする原子炉格納設備。
A primary reactor containment vessel containing a reactor pressure vessel, a secondary reactor containment vessel covering the primary reactor containment vessel, and a plurality of combustible gas treatment devices for treating hydrogen,
The primary reactor containment vessel forms therein a dry well in which the reactor pressure vessel is disposed, and a first pressure suppression chamber isolated from the dry well,
The first pressure suppression chamber has a first pressure suppression pool filled with cooling water, and a first space region formed above the water surface of the cooling water of the first pressure suppression pool;
A partition floor disposed between the primary reactor containment vessel and the secondary reactor containment vessel is installed in the primary reactor containment vessel and the secondary reactor containment vessel;
A second pressure suppression pool that is communicated with the first pressure suppression pool and is filled with cooling water, and a second pressure suppression pool that is formed above the cooling water surface of the other pool and communicated with the first space region. A second pressure suppression chamber having a space region is formed between the primary reactor containment vessel and the secondary reactor containment vessel below the partition floor;
An equipment installation area is formed between the primary reactor containment vessel and the secondary reactor containment vessel above the partition floor,
An operation floor area communicated with the equipment installation area is formed between the primary reactor containment vessel and the secondary reactor containment vessel above the equipment installation area,
When the rupture disc is ruptured by being blocked by a rupture disc, a plurality of openings that connect the second space region and the device installation area are formed in the partition floor,
The plurality of combustible gas treatment devices are communicated to the equipment installation area;
The volume of the space in the equipment installation area is in the range of 75% to 120% of the total volume of the volume of the first space area and the volume of the second space area. .
前記可燃性ガス処理装置が前記開口部の真上に配置される請求項1に記載の原子炉格納設備。   The nuclear reactor containment facility according to claim 1, wherein the combustible gas treatment device is disposed immediately above the opening. 前記可燃性ガス処理装置が、前記機器設置エリア内に配置され、内部に触媒層を有している請求項1または2に記載の原子炉格納設備。   The reactor containment facility according to claim 1 or 2, wherein the combustible gas treatment device is disposed in the equipment installation area and has a catalyst layer therein. 前記2次原子炉格納容器を覆う外部容器を有し、冷却水を充填する外周プールが、前記2次原子炉格納容器と前記外部容器の間に形成されている請求項1ないし3のいずれか1項に記載の原子炉格納設備。   4. The outer peripheral pool having an outer vessel covering the secondary reactor containment vessel and filled with cooling water is formed between the secondary reactor containment vessel and the outer vessel. 5. Reactor containment equipment according to item 1.
JP2009207613A 2009-09-09 2009-09-09 Nuclear reactor containment facility Pending JP2011058895A (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2009207613A JP2011058895A (en) 2009-09-09 2009-09-09 Nuclear reactor containment facility

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2009207613A JP2011058895A (en) 2009-09-09 2009-09-09 Nuclear reactor containment facility

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JP2011058895A true JP2011058895A (en) 2011-03-24

Family

ID=43946708

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2009207613A Pending JP2011058895A (en) 2009-09-09 2009-09-09 Nuclear reactor containment facility

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP2011058895A (en)

Cited By (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP2518732A1 (en) 2011-04-28 2012-10-31 Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. Nuclear power plant and method of operating it
CN102810337A (en) * 2011-06-03 2012-12-05 上海核工程研究设计院 Auxiliary water storage type passive double-layered containment
JP2013019883A (en) * 2011-06-15 2013-01-31 Toshiba Corp Apparatus and method for monitoring atmosphere in nuclear reactor containment vessel
KR101229553B1 (en) 2011-07-13 2013-02-05 한국수력원자력 주식회사 System for analysing probabilistic safety assessment of success criteria in nuclear power plant and method therefor
CN104934076A (en) * 2015-06-17 2015-09-23 中科华核电技术研究院有限公司 Two-stage suppression containment vessel and suppression pool system thereof
US9659581B2 (en) 2012-01-25 2017-05-23 International Business Machines Corporation Module with coating for abrasion testing
US10041869B2 (en) 2013-12-12 2018-08-07 International Business Machines Corporation Measuring tape abrasivity and wear of a tape head-type structure
RU2753764C1 (en) * 2021-01-25 2021-08-23 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования Северо-Кавказский горно-металлургический институт государственный технологический университет) Reactor section of npp with increased seismic resistance

Cited By (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP2518732A1 (en) 2011-04-28 2012-10-31 Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. Nuclear power plant and method of operating it
CN102810337A (en) * 2011-06-03 2012-12-05 上海核工程研究设计院 Auxiliary water storage type passive double-layered containment
CN102810337B (en) * 2011-06-03 2015-03-25 上海核工程研究设计院 Auxiliary water storage type passive double-layered containment
JP2013019883A (en) * 2011-06-15 2013-01-31 Toshiba Corp Apparatus and method for monitoring atmosphere in nuclear reactor containment vessel
KR101229553B1 (en) 2011-07-13 2013-02-05 한국수력원자력 주식회사 System for analysing probabilistic safety assessment of success criteria in nuclear power plant and method therefor
US9659581B2 (en) 2012-01-25 2017-05-23 International Business Machines Corporation Module with coating for abrasion testing
US9940952B2 (en) 2012-01-25 2018-04-10 International Business Machines Corporation Abrasion test methods and devices
US10607635B2 (en) 2012-01-25 2020-03-31 International Business Machines Corporation Abrasion test methods and devices
US10041869B2 (en) 2013-12-12 2018-08-07 International Business Machines Corporation Measuring tape abrasivity and wear of a tape head-type structure
CN104934076A (en) * 2015-06-17 2015-09-23 中科华核电技术研究院有限公司 Two-stage suppression containment vessel and suppression pool system thereof
RU2753764C1 (en) * 2021-01-25 2021-08-23 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования Северо-Кавказский горно-металлургический институт государственный технологический университет) Reactor section of npp with increased seismic resistance

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP2011058895A (en) Nuclear reactor containment facility
KR960008856B1 (en) Passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors with back-up coolant folw path
US5102617A (en) Passive cooling means for water cooled nuclear reactor plants
US4022655A (en) Device for limiting accidental pressure overloads in a nuclear reactor confinement structure
KR102580625B1 (en) Passive cooling for cold shutdown
US5276720A (en) Emergency cooling system and method
JP2007010457A (en) Reactor containment apparatus and boiling water type nuclear power plant
JP2012233729A (en) Nuclear power plant and operation method thereof
JP2011058866A (en) Reactor containment vessel and nuclear power plant employing the same
JP6798912B2 (en) Reactor containment vent system
KR102260528B1 (en) Neutron detection system for nuclear reactors
US5295168A (en) Pressure suppression containment system
JPS61262501A (en) Double pipe helical coil type steam generator
JPS61209389A (en) Device for removing fission product for reactor containment housing
JPH02272201A (en) Passive means for protecting primary confined barrier formed with intermediate heat exchanger from action of non-control sodium and water reaction
US6173027B1 (en) Primary containment vessel
JP2019207174A (en) Nuclear power plant
JP2011252837A (en) Heat removal system and method for reactor container
JPH05203778A (en) Static system for controlling concentration of burnable gas
JP2014020997A (en) Hydrogen remover and hydrogen removing method for reactor containment vessel
JP7399405B2 (en) nuclear power plant
KR20140067215A (en) Hydrogen control system for nuclear reactor
KR20190106301A (en) Apparatus for Preventing Hydrogen Explosion in a Water Storage Tank in a Nuclear Power Plant
JP6407658B2 (en) Reactor building and method for preventing hydrogen accumulation
JP2006322768A (en) Hydrogen remover and its removing method for reactor containment