JP2012233729A - 原子力発電プラント及びその運転方法 - Google Patents
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Abstract
【課題】
全電源喪失が生じ、原子炉圧力容器内で発生した水素が原子炉建屋内に漏洩した場合でも、水素を安全に処理し水素爆発を防ぎ、原子炉建屋の損壊を防止すると共に、放射能を封じ込めることが可能な原子力発電プラントを提供すること。
【解決手段】
本発明では、上記課題を解決するために、原子炉建屋の内部で電源を使用せずに水素を処理する水素処理設備と、全電源喪失時に起動する独立した電源によって作動する制御装置と、該制御装置に接続された水素濃度計と、該水素濃度計による水素濃度上昇の信号を受けて前記制御装置によって作動される水素処理用ダクトと、原子炉格納容器の温度分布を駆動力とし、前記水素処理用ダクトが作動されることによって前記原子炉建屋内に空気の循環を発生させ、その循環が前記水素を処理する設備を通過する循環流路とを備えていることを特徴とする。
【選択図】図４
全電源喪失が生じ、原子炉圧力容器内で発生した水素が原子炉建屋内に漏洩した場合でも、水素を安全に処理し水素爆発を防ぎ、原子炉建屋の損壊を防止すると共に、放射能を封じ込めることが可能な原子力発電プラントを提供すること。
【解決手段】
本発明では、上記課題を解決するために、原子炉建屋の内部で電源を使用せずに水素を処理する水素処理設備と、全電源喪失時に起動する独立した電源によって作動する制御装置と、該制御装置に接続された水素濃度計と、該水素濃度計による水素濃度上昇の信号を受けて前記制御装置によって作動される水素処理用ダクトと、原子炉格納容器の温度分布を駆動力とし、前記水素処理用ダクトが作動されることによって前記原子炉建屋内に空気の循環を発生させ、その循環が前記水素を処理する設備を通過する循環流路とを備えていることを特徴とする。
【選択図】図４
Description
本発明は原子力発電プラント及びその運転方法に係り、特に、災害等によって外部電源、非常用電源等の全電源が喪失した際の安全性に対応した原子力発電プラント及びその運転方法に関する。
先ず、原子力発電プラントの構成について、図１を用いて説明する。
図１に示すように、原子炉圧力容器１００は、格納容器１０９内に設置されている。格納容器１０９内は、上部のドライウエル１１０と下部のサプレッションチェンバー１０７に、ダイヤフラムフロア１０８によって分けられている。ドライウエル１１０とサプレッションチェンバー１０７は、ベント管１０６によって通じている。ベント管１０６の下端は、サプレッションプール１０５内に設置されている。格納容器１０９の内外は、イクイプメントハッチ１０４のような扉によって連結されている。格納容器１０９の外部の上部には、使用済み燃料プール１０１や蒸気乾燥器気水分離器ピット１１１などの設備があり、格納容器１０９の上部は、原子炉ウエル１０３を構成している。格納容器１０９の上部は、トップフランジ１０２で解放することができる。また、原子炉建屋の上部空間には、クレーン１１２が設置されている。
ところで、原子炉炉心（以下、炉心という）に設置された燃料の冷却が不可能となるような過酷事故が発生した場合、原子炉圧力容器１００内では蒸気の発生が続き、内部の圧力が高まる。また、蒸気の発生が続くと水位が低下し、燃料上部が水面上に露出し始め、被覆管を構成するジルコニウム合金と水が反応して水素が発生する。更に、原子炉圧力容器１００内の圧力が高まると、内部の水蒸気が水素と共にベント管１０６を通じて格納容器１０９に放出される。放出された蒸気は、サプレッションチェンバー１０７に凝縮して圧力は低下する。
しかし、格納容器１０９内への蒸気の放出が続くと、格納容器１０９内の圧力が高まっていくので、やがて格納容器１０９の内圧を下げるためのベントが必要となる。ベントは排気塔につながる系統で実施される。このような一連の蒸気の放出に伴って、格納容器１０９内に放出された水素は、水素爆発を引き起こす懸念がある。
過酷事故時に外部電源を喪失しても非常用電源が作動すれば、図２に示す可燃性ガス濃度制御系で安全に水素の処理ができる。即ち、格納容器１０９内の水素は、ブロア１１３を用いて加熱器１１４に送られ、更に、再結合器１１５を通過する際に触媒によって酸素と反応し、水蒸気になり水素濃度は低下する。発生した水蒸気は冷却器１１６で凝縮し、気水分離器１１７を通って、サプレッションプール１０５に戻る。
また、図３に示すように、非常用電源が動いていれば非常用ガス処理系を使って、格納容器１０９内のガスは、乾燥装置１１８、ファン１１９、フィルタ１２０を通って排気塔１２１から安全に放出することができる。
尚、可燃性ガスの濃度を制御できる設備として、例えば特許文献１に記載されたものがある。
ところが、原子力発電所において、予想を超えた災害等によって全電源喪失を伴う事故が発生した場合、原子炉の安全設備として備えている動的な機能が損なわれる。その結果、前述の水素を処理する系統が使用できないため、格納容器の内圧を下げるためのベントでは、水素も同時に放出することになる。このとき、水素は排気塔につながる系統を流れるが、全電源喪失が生じるような過酷事故時には、水素が原子炉建屋内に漏洩することが懸念される。
従って、何かの着火源が存在し原子炉建屋内で水素爆発が発生すると、原子炉の冷却機能の喪失に加えて、放射能を閉じ込める機能が損なわれる可能性がある。
このようなことから、全電源喪失時に原子炉建屋内での水素爆発の可能性を低減する技術を備えた原子力発電プラントが必要となる。
本発明は上述の点に鑑みなされたもので、その目的とするところは、全電源喪失が生じ、原子炉圧力容器内で発生した水素が原子炉建屋内に漏洩した場合でも、水素を安全に処理し水素爆発を防ぎ、原子炉建屋の損壊を防止すると共に、放射能を封じ込めることが可能な原子力発電プラント及びその運転方法を提供することにある。
本発明の原子力発電プラントは、上記目的を達成するために、原子炉圧力容器を収納している原子炉格納容器を備え、これらが原子炉建屋で覆われている原子力発電プラントにおいて、前記原子炉建屋の内部で電源を使用せずに水素を処理する水素処理設備と、全電源喪失時に起動する独立した電源によって作動する制御装置と、該制御装置に接続された水素濃度計と、該水素濃度計による水素濃度上昇の信号を受けて前記制御装置によって作動される水素処理用ダクトと、前記原子炉格納容器の温度分布を駆動力とし、前記水素処理用ダクトが作動されることによって有効となる原子炉建屋内に空気の循環を発生させ、その循環が前記水素を処理する設備を通過する循環流路とを備えていることを特徴とする。
また、本発明の原子力発電プラントの運転方法は、上記目的を達成するために、原子炉圧力容器を収納している原子炉格納容器を備え、これらが原子炉建屋で覆われている原子力発電プラントを運転するに当たり、前記原子炉建屋の内部で電源を使用せずに水素を処理する水素処理設備と、全電源喪失時に起動する独立した電源によって作動する制御装置と、該制御装置に接続された水素濃度計と、該水素濃度計による水素濃度上昇の信号を受けて前記制御装置によって作動される水素処理用ダクトと、前記原子炉格納容器の温度分布を駆動力とし、前記水素処理用ダクトが作動されることによって有効となる原子炉建屋内に空気の循環を発生させ、その循環が前記水素を処理する設備を通過する循環流路とを備え、前記水素濃度計が水素濃度の設定値を超える水素の漏洩を検知した際に、事故時以外には閉じられている前記水素処理用ダクトを開くことで、前記循環経路を介して前記水素処理設備に前記水素が流入するように運転することを特徴とする。
本発明によれば、全電源喪失が生じ、原子炉圧力容器内で発生した水素が原子炉建屋内に漏洩した場合でも、水素を安全に処理し水素爆発を防ぐことができ、原子炉建屋の損壊を防止することは勿論、放射能を封じ込めことができるので、この種、原子力発電プラントには非常に有効である。
以下、図示した実施例に基いて本発明の原子力発電プラント及びその運転方法について説明する。なお、符号は、従来と同一のものは同符号を使用する。
図４に、本発明の原子力発電プラントを示す。その構成は、図１に示した従来例と略同一のため、ここでは、本発明に関連する部分の説明とする。また、図１に示した使用済み燃料プール１０１や蒸気乾燥器気水分離器ピット１１１などは省略している。
該図に示す実施例１では、原子力発電プラントの原子炉建屋の内部において、格納容器１０９の外部の上部に、水素処理室１２２が設置されている。その水素処理室１２２の中には、水素処理器１２３が設置されている。
そして、水素処理室１２２の入口から水素を含む空気が流入すると、水素処理器１２３は、内部に一つ以上の白金族元素を含む酸水素反応触媒を保有しているため、空気中の酸素と水素の反応が生じ、水素が消費されて水素の濃度が低下する。水素の燃焼により温度の上昇した空気は、水素処理室１２２の出口から流出し、原子炉建屋の一つの壁面に設置された下降管１２４に入る。この下降管１２４の一つの面が除熱壁１２６に接しており、流入した空気は、除熱壁１２６に冷却されて大気温度程度まで低下し密度が増加するので、下降管１２４を流れ降りる。原子炉建屋の下端まで流れ降りた空気は、水平管１２７を移動して上昇管１２５に流入する。上昇管１２５は、一つの面を格納容器１０９の鋼板に接しており、事故の発生によって温度が上昇した格納容器１０９に流入した空気が加熱され始める。密度が下がった空気は上昇を始め、更に格納容器１０９の上部へと移動する。格納容器１０９の上部は、更に温度が高いので、空気は更に上昇を続け、水素処理室１２２に流入する。
以上の空気の流れが繰り返し生じることによって、大きな空気の循環となって安定的に水素を処理する系統が構成される。
従って、実施例１のように構成することによって、全電源喪失が生じ、原子炉圧力容器内で発生した水素が原子炉建屋内に漏洩した場合でも、水素を安全に処理し水素爆発を防ぐことができるので、原子炉建屋の損壊を防止することは勿論、放射能を封じ込めことができる。
次に、この水素の処理を行う系統の運用方法の実施例を、図５を用いて説明する。
通常、原子炉建屋の各階の通路１３０や各種の設備が設置された部屋（ここでは、設備室１３１と総称する）は、換気空調系（図示せず）で放射能濃度などが調節されている。全電源喪失時には、この系統は機能しない。
そこで、本実施例では、通路１３０や設備室１３１に水素濃度計１２９を設置し、この水素濃度計１２９の信号によって開く水素処理用ダクト１２８ａ、１２８ｂ、１２８ｃで、各通路１３０、設備室１３１、下降管１２３及び上昇管１２４をつなぐことで、水素処理室１２２に各階の通路１３０や設備室１３１に漏洩した水素を導く。水素濃度計１２９と水素処理用ダクト１２８は、外部電源や非常用電源が遮断されると作動する独立した電源１３３から電力が供給される制御装置１３２によって制御される。これによって、全電源喪失時に、水素爆発によって生じる建屋の損壊を抑制することができる。
水素濃度計１２９は、通路１３０や設備室１３１の上部に設置されている。水素が急速に流入する場合、空気より軽いので初期に上部に集まる。そこで、本実施例では、通路１３０や設備室１３１の天井を円錐や角錐構造とし、その頂部に水素濃度計２９を設置している。
水素濃度を爆発恕限度より十分低い値、例えば５００ｐｐｍ程度に設定し、水素濃度が設定値を超えた場合、速やかに水素処理用ダクト１２８ａ、１２８ｂ、１２８ｃを開にして、水素が通路１３０や設備室１３１内の十分な量の空気に混合されて水素処理室１２２に流入するように運転する。
全電源喪失が生じるような過酷事故時以外に、これらの通路１３０や設備室１３１が通じていたり、水素処理室１２２、下降管１２３、水平管１２７及び上昇管１２５によって構成される系統が機能すると、かえって広範囲に、例えば漏洩した放射能を循環させて汚染を広げる可能性があるので、この水素処理用ダクト１２８は、原子炉建屋の健全性に重大な影響を与える水素爆発の可能性が高まったときにのみ開けられ、通常時は閉じて運用される。
図６を用いて原子炉建屋上部の空間に水素が漏洩した場合の別の実施例を説明する。図１に示した使用済み燃料プール１０１や蒸気乾燥器気水分離器ピット１１１などは省略している。
該図に示す実施例２では、原子力発電プラントの原子炉建屋の内部において、格納容器１０９の外部の上部に水素処理室１２２が設置されている。この水素処理室１２２の中には、水素処理器１２３が設置されている。
この場合では、原子炉建屋の上部空間の頂部に、水素濃度計１２９が設置されている。例えば、水素の漏洩や使用済み燃料プール１０１内から発生した水素の濃度が高まると、各階の水素処理用ダクト（図示せず）が解放される。
空気の循環経路がつながったことによって、水素処理室１２２の入口から水素を含む空気が流入する。このとき、水素処理器１２３は、内部に一つ以上の白金族元素を含む酸水素反応触媒を保有しており、空気中の酸素と水素の反応が生じ、水素が消費されて水素の濃度が低下する。水素の燃焼により温度の上昇した空気は、水素処理室１２２の出口から流出し、原子炉建屋の上部の空間の天井付近に放出される。これによって、水素と空気を撹拌し混合を促す。
原子炉建屋の上部の空間は、水素濃度が上昇しており、この空間内の水素を処理する必要がある。この空間内の空気は、下降管１２４に流入する。下降管１２４の一つの面が除熱壁１２６に接しており、流入した空気は、除熱壁１２６に冷却されて大気温度程度まで低下し密度が増加するので、下降管１２４を流れ降りる。原子炉建屋の下端まで流れ降りた空気は水平管１２７を移動して、上昇管１２５に流入する。上昇管１２５は、一つの面を格納容器１０９の鋼板に接しており、事故の発生によって温度が上昇した格納容器１０９に流入した空気が加熱され始める。密度が下がった空気は、上昇を始め更に格納容器１０９の上部へと移動する。格納容器１０９の上部は更に温度が高いので、空気は更に上昇を続け、水素処理室１２２に流入する。
以上の空気の流れが繰り返し生じることによって、大きな空気の循環となって原子炉建屋の下端方上部の空間を含む広い領域で安定的に水素を処理する系統が構成される。
従って、実施例２の構成によっても、実施例１と同様な効果を得ることができる。
１００…原子炉圧力容器、１０１…使用済み燃料プール、１０２…トップフランジ、１０３…原子炉ウエル、１０４…イクイプメントハッチ、１０５…サプレッションプール、１０６…ベント管、１０７…サプレッションチャンバー、１０８…ダイヤフラムフロア、１０９…格納容器、１１０…ドライウエル、１１１…蒸気乾燥器気水分離器ピット、１１２…クレーン、１１３…ブロア、１１４…加熱器、１１５…再結合器、１１６…冷却器、１１７…気水分離器、１１８…乾燥装置、１１９…ファン、１２０…フィルタ、１２１…排気塔、１２２…水素処理室、１２３…水素処理器、１２４…下降管、１２５…上昇管、１２６…除熱壁、１２７…水平管、１２８a、１２８b、１２８c…水素処理用ダクト、１２９…水素濃度計、１３０…通路、１３１…設備室、１３２…制御装置、１３３…電源。
Claims (9)
- 原子炉圧力容器を収納している原子炉格納容器を備え、これらが原子炉建屋で覆われている原子力発電プラントにおいて、
前記原子炉建屋の内部で電源を使用せずに水素を処理する水素処理設備と、全電源喪失時に起動する独立した電源によって作動する制御装置と、該制御装置に接続された水素濃度計と、該水素濃度計による水素濃度上昇の信号を受けて前記制御装置によって作動される水素処理用ダクトと、前記原子炉格納容器の温度分布を駆動力とし、前記水素処理用ダクトが作動されることによって前記原子炉建屋内に空気の循環を発生させ、その循環が前記水素を処理する設備を通過する循環流路とを備えていることを特徴とする原子力発電プラント。 - 請求項１に記載の原子力発電プラントにおいて、
前記電源を使用せずに水素を処理する水素処理設備は、前記原子炉格納容器の外部の上部に設置され、酸水素反応触媒を保有している水素処理器が内部に設けられている水素処理室から成ることを特徴とする原子力発電プラント。 - 請求項１又は２に記載の原子力発電プラントにおいて、
前記循環流路は、前記電源を使用せずに水素を処理する水素処理設備から流出した前記水素の燃焼によって温度上昇した空気が流入する前記原子炉建屋の一つの壁面に沿って設置された下降管と、該下降管の前記原子炉建屋の下端まで流れ降りた前記空気を移動させる水平管と、前記原子炉格納容器に接し、かつ前記水平管から流入してきた前記空気が前記原子炉格納容器によって加熱されて該原子炉格納容器の上部に上昇して前記水素処理設備に流入させる上昇管とを備えていることを特徴とする原子力発電プラント。 - 請求項３に記載の原子力発電プラントにおいて、
前記下降管と原子炉建屋の各階にある通路、この通路と各種の設備が設置された部屋、この部屋と前記上昇管がそれぞれ前記水素処理用ダクトで接続されていると共に、前記通路若しくは前記部屋に水素濃度計が設置され、該水素濃度計の信号によって前記水素処理用ダクトを開くことで、前記通路若しくは部屋に漏洩した水素を前記上昇管を介して前記水素処理室に導くことを特徴とする原子力発電プラント。 - 請求項４に記載の原子力発電プラントにおいて、
前記水素濃度計と水素処理用ダクトは、外部電源や非常用電源が遮断されると作動する独立した電源によって電力が供給される前記制御装置によって制御されることを特徴とする原子力発電プラント。 - 請求項４に記載の原子力発電プラントにおいて、
前記通路や部屋、若しくは前記原子炉建屋の天井を円錐或いは角錐形状にし、その頂部に前記水素濃度計を設置したことを特徴とする原子力発電プラント。 - 請求項１乃至６にいずれかに記載の原子力発電プラントにおいて、
前記原子炉建屋内に空気の循環を発生させ、その循環が前記水素処理設備を通過する前記循環流路は、前記原子炉建屋の一つの壁面を除熱のために含み、前記原子炉格納容器の内面又は外面を加熱のために含むことを特徴とする原子炉発電プラント。 - 原子炉圧力容器を収納している原子炉格納容器を備え、これらが原子炉建屋で覆われている原子力発電プラントを運転するに当たり、
前記原子炉建屋の内部で電源を使用せずに水素を処理する水素処理設備と、全電源喪失時に起動する独立した電源によって作動する制御装置と、該制御装置に接続された水素濃度計と、該水素濃度計による水素濃度上昇の信号を受けて前記制御装置によって作動される水素処理用ダクトと、前記原子炉格納容器の温度分布を駆動力とし、前記水素処理用ダクトが作動されることによって有効となる原子炉建屋内に空気の循環を発生させ、その循環が前記水素を処理する設備を通過する循環流路とを備え、
前記水素濃度計が水素濃度の設定値を超える水素の漏洩を検知した際に、事故時以外には閉じられている前記水素処理用ダクトを開くことで、前記循環経路を介して前記水素処理設備に前記水素が流入するように運転することを特徴とする原子炉発電プラントの運転方法。 - 請求項８に記載の原子炉発電プラントの運転方法において、
水素処理設備から流出した前記水素の燃焼によって温度上昇した空気が前記原子炉建屋の一つの壁面に沿って設置された下降管に流入し、該下降管の前記原子炉建屋の下端まで流れ降りた前記空気を水平管内を移動させ、前記原子炉格納容器に接し、かつ前記水平管から流入してきた前記空気が、前記原子炉格納容器によって加熱されて該原子炉格納容器の上部に上昇管を介して上昇し前記水素処理設備に流入することを特徴とする原子力発電プラントの運転方法。
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Cited By (3)
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