JP2014114849A

JP2014114849A - ２重シール部のシール機構

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Publication number: JP2014114849A
Application number: JP2012268104A
Authority: JP
Inventors: Hideki Kawabata; 英輝川畑; Keiji Iwata; 圭司岩田; Takafumi Fujita; 昂史藤田
Original assignee: IHI Corp
Current assignee: IHI Corp
Priority date: 2012-12-07
Filing date: 2012-12-07
Publication date: 2014-06-26

Abstract

【課題】過酷事故時などにおいても良好なシール性を維持でき、しかも既存のプラントに対して補強を行うような場合にも容易に適用が可能な、２重シール部のシール機構を提供する。
【解決手段】密閉容器の開口部における２重シール部Ａのシール機構である。２重シール部Ａに連通する流路１９と、流路１９の入口１９ａに着脱可能に接続されて、非定常時に流路１９内に冷却流体を供給する冷却流体供給手段２３と、を備える。
【選択図】図２

Description

本発明は、２重シール部のシール機構に関する。

原子炉格納容器では、過酷事故などによってその設計条件を超えるような内圧・温度が作用した場合でも、放射性物質を外部へ漏洩することなく閉じ込めておくことが期待される。既存の原子炉格納容器の、上蓋部やハッチ部などにおけるフランジ部はシリコンゴムを材料とするガスケットを用いて２重シール部を形成し、この２重シール部の間を加圧し漏えいの有無を確認することで、原子炉格納容器の放射性物質を閉じ込める機能の確認を行う構造となっている。しかし、過酷事故などによって原子炉格納容器内の温度が設計温度（例えば１７１℃）を超え、さらにシリコンゴムガスケットの使用条件（〜２００℃）も超えると、シリコンゴムガスケットが劣化・破損することでシール性を維持できなくなり、原子炉格納容器の放射性物質を閉じ込める機能が損なわれてしまう。

なお、原子炉格納容器内の雰囲気（放射性物質）の漏洩を抑制する技術としては、特許文献１の漏洩抑制装置が知られている。この漏洩抑制装置は、加圧媒体を入れる加圧容器と、前記加圧容器を原子炉格納容器の開口のシール部に形成された空間に接続する管路と、前記原子炉格納容器内の熱を前記加圧容器内に伝達する手段を備えるものである。

この漏洩抑制装置によれば、原子炉格納容器内が冷却材の漏洩により異常な熱を持つに至った場合に、その熱が加圧容器内に伝達されて加圧容器内の加圧媒体を加熱し、加圧容器内の圧力を高めてその圧力をシール部の空間に加え、シール部を越えて漏洩しようとする原子炉格納容器内の雰囲気の原子炉格納容器外への移動を抑制する。

特開２００３−２２７８９３号公報

しかしながら、特許文献１の漏洩抑制装置では、装置構成が複雑になり、例えば既存のプラントに対して補強を行うような場合には、その適用が困難である。

また、前記２重シール部の耐熱性等を高める手法として、シリコンゴムに替え、高温に対して高い耐性を持つシール材を用いることが考えられる。しかし、高温耐性を持つ材料であっても３００℃程度までの耐性しか持たず、またこのような高温耐性を持つ材料は、例えば水蒸気に対して耐性が高いものでは乾燥空気に対しての耐性が低く、逆に乾燥空気に対して耐性が高いものでは水蒸気に対しての耐性が低いといった傾向にあるため、過酷事故時に放射性物質を閉じ込める機能をシール材のみで維持することは極めて困難である。加えて、このような高温耐性を持つ材料は特殊な材料であり、非常に高価であるため、その使用が著しく制限される。

また、２重シール部の構造をラビリンス状に形成し、特に外側ガスケットが高温に曝されることを防止することが考えられる。しかし、その場合には、フランジ部の構造変更が必要となるため、やはり既存のプラントに対して補強を行うような場合には、その適用が困難である。

本発明は前記事情に鑑みてなされたもので、その目的とするところは、過酷事故時などにおいても良好なシール性を維持でき、しかも既存のプラントに対して補強を行うような場合にも容易に適用が可能な、２重シール部のシール機構を提供することにある。

本発明の２重シール部のシール機構は、密閉容器の開口部における２重シール部のシール機構であって、前記２重シール部に連通する流路と、前記流路の入口に着脱可能に接続されて、非定常時に前記流路内に冷却流体を供給する冷却流体供給手段と、を備えることを特徴とする。

また、前記２重シール部のシール機構において、前記密閉容器は、原子炉格納容器であってもよい。
また、前記２重シール部のシール機構においては、前記流路の出口に接続された排気管を備え、前記排気管は、放射性物質を処理する放射性物質処理手段に接続していることが好ましい。

本発明の２重シール部のシール機構によれば、２重シール部に連通する流路に、非定常時に前記流路内に冷却流体を供給する冷却流体供給手段を接続しているので、過酷事故時などの非定常時に、冷却流体供給手段によって流路を介して２重シール部に冷却流体を供給することにより、２重シール部のガスケットを冷却することができる。したがって、例えば密閉容器が原子炉格納容器である場合、原子炉格納容器内の温度が想定温度を超えた高温になり、２重シール部が高温化するとともに、原子炉格納容器の内圧が高まって一部水蒸気が漏洩してきても、ガスケットを冷却することでガスケットの劣化・破損を防止し、２重シール部の良好なシール性を維持することができる。
また、流路として、２重シール部に設けられる漏洩確認用の流路を用いることにより、既存のプラントに対して補強を行うような場合にも、本発明のシール機構を容易に適用することができる。

沸騰水型原子炉の概略構成を示す縦断面図である。（ａ）本発明に係る２重シール部のシール機構の一実施形態を示す要部側断面図、（ｂ）は下フランジの平面図である。

以下、図面を参照して、本発明に係る２重シール部のシール機構の一実施形態について説明する。なお、以下の図面において、各部材を認識可能な大きさとするために、各部材の縮尺を適宜変更している。また、以下の説明においては、本発明に係る密閉容器を、沸騰水型原子炉の１つであるＭＡＲＫ−Ｉ型の原子炉格納容器に適用した例について説明する。ただし、本発明に係る密閉容器は、ＭＡＲＫ−Ｉ型に限られず、例えばＭＡＲＫ−Ｉ改良型の原子炉格納容器などにも適用することができる。さらに、原子炉格納容器以外の密閉容器にも適用することができる。

まず、ＭＡＲＫ−Ｉ型の沸騰水型原子炉１の概略構成について説明する。図１は、ＭＡＲＫ−Ｉ型の沸騰水型原子炉１の概略構成を示す縦断面図である。図１に示すようにＭＡＲＫ−Ｉ型の沸騰水型原子炉１は、原子炉建屋２と、原子炉格納容器（密閉容器）３と、原子炉圧力容器７と、排気処理装置８と、不図示の炉心とを備えて構成されている。

原子炉建屋２は、原子炉格納容器３と、原子炉圧力容器７と、排気処理装置８と、不図示の炉心とを収納する建屋であり、鉄筋コンクリートによって形成されている。排気処理装置８は、原子炉建屋２内の雰囲気ガスを排気する際、この排気ガスをフィルター等で処理することにより、例えば排気ガス中に放射性物質が微量含まれているような場合にも、これを処理することで外に排出しないようにする、放射性物質処理手段として機能するものである。

原子炉建屋２の下部には、原子炉格納容器３のサプレッションチェンバ３ｂを設置するためのトーラス室２ａが設けられている。

原子炉格納容器３は、原子炉圧力容器を収容するドライウェル３ａと、ドライウェル３ａの周囲に設けられるサプレッションチェンバ３ｂから構成されている。

ドライウェル３ａは、丸底フラスコ形状とされた鋼鉄製の容器であり、原子炉建屋２の内壁内に設置されている。このドライウェル３ａには、その上端部に、原子炉格納容器３の上部開口を封止する上蓋９が脱着可能に取り付けられている。すなわち、ドライウェル３ａは、容器本体３ｄとこれの上部開口を封止する上蓋９とからなっている。また、このドライウェル３ａの容器本体３ｄの円筒部には、各種の機器などを搬入・搬出するための機器ハッチ１０が脱着可能に取り付けられている。

すなわち、本発明に係る密閉容器としての原子炉格納容器３には、開口部として、前記上蓋９が取り付けられる上部開口（図示せず）や、機器ハッチ１０が取り付けられる開口（図示せず）などが形成されている。これら開口部には、該開口部を形成する原子炉格納容器３（容器本体３ｄ）と上蓋９や機器ハッチ１０との間に、これらの間を確実にシールするための２重シール部Ａが形成されている。この２重シール部Ａについては、後述する。

このような構成の沸騰水型原子炉１において、その原子炉格納容器３では、その設計条件を超えるような内圧・温度が作用した場合でも、放射性物質を外部へ漏洩することなく閉じ込めておく必要がある。そのため、この原子炉格納容器３では、前記したように開口部を形成する原子炉格納容器３（容器本体３ｄ）と上蓋９や機器ハッチ１０との間に、これらの間を確実にシールするための２重シール部Ａが形成されている。

図２（ａ）は、原子炉格納容器３とその上蓋９との間の２重シール部Ａを示す図であり、本発明に係る２重シール部のシール機構の一実施形態を示す要部側断面図である。この２重シール部Ａは、原子炉格納容器３の容器本体３ｄ側、すなわち容器本体３ｄの開口部周縁に設けられた原子炉格納容器上鏡接合部の下側を構成する下フランジ１１と、上蓋９の開口部周縁に設けられた原子炉格納容器上鏡接合部の上側を構成する上フランジ１２と、を備えて形成されている。

下フランジ１１、上フランジ１２は、例えば下フランジ１１の平面図である図２（ｂ）に示すように、容器本体３ｄや上蓋９の周縁に沿って形成された円環板状のもので、図２（ａ）に示すように容器本体３ｄや上蓋９の内側３ｅに延出するとともに、外側３ｆにも延出して形成配置されている。

下フランジ１１には、図２（ｂ）に示すようにその上面側に、容器本体３ｄの周方向に沿って円形状の溝が二つ形成されている。内側の溝１３ａは、図２（ａ）に示すように容器本体３ｄの内側３ｅに形成されており、外側の溝１３ｂは、容器本体３ｄの外側３ｆに形成されている。これら溝１３ａ、１３ｂには、それぞれシリコンゴムからなる角型のガスケット１４が収容されている。

また、下フランジ１１の上面側には、前記溝１３ａ、１３ｂ間に、図２（ｂ）に示すように円環状の第１流路１６が形成されている。この第１流路１６は、図２（ａ）に示すように溝１３ａ、１３ｂより浅く形成された溝状のもので、下フランジ１１に上フランジ１２が接合した際、内側の溝１３ａの外周側と外側の溝１３ｂの内周側との間を連通させるように形成配置されている。これにより、第１流路１６は２重シール部Ａに連通している。すなわち、溝１３ａ、溝１３ｂの双方に連通することで、これら溝１３ａ、溝１３ｂに収容されたそれぞれのガスケット１４に通じるようになっている。

上フランジ１２には、その下面側に、前記溝１３ａ、１３ｂに対向する位置にリング状の凸条１５が二つ形成されている。これら凸条１５は、下フランジ１１に上フランジ１２が接合することによって前記溝１３ａ、１３ｂ内に入り込み、該溝１３ａ、１３ｂ内のガスケット１４をそれぞれ押圧するようになっている。これにより、下フランジ１１と上フランジ１２との間は、ガスケット１４と凸条１５とによって内周側と外周側とで２重にシールされている。すなわち、２重シール部Ａが形成されている。

また、上フランジ１２には、図２（ｂ）中に二点鎖線で示すように一方の側に第２流路１７が接続しており、これと反対の側に第３流路１８が接続している。第２流路１７は、図２（ａ）に示すように上フランジ１２内に形成された貫通孔からなるもので、一端が溝１３ａ、１３ｂ間の第１流路１６に連通し、他端が上フランジ１２の側周面に開口している。また、図示しないものの、第３流路１８も第２流路１７と同様に、上フランジ１２内に形成された貫通孔からなるもので、一端が第１流路１６に連通し、他端が上フランジ１２の側周面に開口している。

このような構成のもとに、第１流路１６、第２流路１７、第３流路１８は、互いに連通するとともに、前記２重シール部Ａに連通する流路１９を構成している。つまり、２重シール部Ａに連通する本発明に係る流路１９は、本実施形態では第１流路１６、第２流路１７、第３流路１８によって構成されている。また、本実施形態では、第２流路１７の他端が流路１９の入口１９ａとされ、第３流路１８の他端が流路１９の出口１９ｂとされている。

このような流路１９は、既存の設備では、２重シール部Ａに設けられる漏洩確認用の流路として設けられている。すなわち、定常時における定期点検時などにおいて、その入口１９ａに圧縮空気を供給する配管（図示せず）が接続され、出口１９ｂに圧力計が取り付けられる。そして、入口１９ａ側に圧縮空気が供給され、出口１９ｂ側で流路１９内の圧力が検知されることにより、２重シール部Ａにおいて漏れが無いか、すなわち２重シール部Ａのシール性が正常に機能しているか否かが検査される。

これに対して本実施形態では、流路１９の入口１９ａに、図２（ａ）に示すように配管２０を介して冷却流体源２１が接続されている。また、配管２０には、開閉弁２２が設けられている。この開閉弁２２は、制御室などからの遠隔操作によってその開閉が制御されるようになっており、定常時には閉じられている。このような配管２０と開閉弁２２と冷却流体源２１とにより、本発明に係る冷却流体供給手段２３が構成されている。

この冷却流体供給手段２３は、配管２０が流路１９の入口１９ａに対して着脱可能となっている。これにより、前記したような定常時における定期点検時において、配管２０を入口１９ａから取り外し、漏洩確認用の圧縮空気配管を取り付けることにより、流路１９を利用して２重シール部Ａの漏洩確認試験を行うことができるようになっている。

冷却流体源２１は、冷却流体として乾燥空気や窒素を送出するもので、予め原子炉建屋２内に設置された圧縮空気や窒素のライン（配管）や、空気や窒素を充填するボンベによって形成されている。なお、乾燥空気としては、特に加湿されたものではない、大気としての空気が用いられる。

また、図２（ｂ）に示すように流路１９の出口１９ｂには排気管２４が着脱可能に取り付けられており、この排気管２４には前記の排気処理装置８、すなわち放射性物質処理手段が接続されている。排気管２４も流路１９の出口１９ｂから着脱可能になっていることにより、前記した定常時における定期点検時において、排気管２４を出口１９ｂから取り外し、漏洩確認用の圧力計を取り付けることにより、流路１９を利用して２重シール部Ａの漏洩確認試験を行うことができる。

なお、排気管２４に接続する放射性物質処理手段としては、排気処理装置８以外にも、過酷事故時などの非定常時に漏洩する放射性物質を処理可能なフィルターなどを備えた処理装置を用いることができる。

このような冷却流体供給手段２３と排気管２４及び放射性物質処理手段（排気処理装置８）が２重シール部Ａに流路１９を介して設けられたことにより、本実施形態の２重シール部Ａのシール機構が構成される。
このようなシール機構にあっては、定常時には配管２０の開閉弁２２が閉じられていることにより、冷却流体供給手段２３から冷却流体が送出されることなく、したがって流路１９内には冷却流体が供給されない。

また、過酷事故時などの非定常時には、原子炉格納容器３内で設計条件を超えるような内圧・温度が作用し、水蒸気などが漏洩するおそれがある。そこで、本実施形態のシール機構では、遠隔操作によって開閉弁２２が開けられることにより、冷却流体源２１から配管２０を介して流路１９内に冷却流体が供給される。

すると、流路１９はその第１流路１６が溝１３ａ、溝１３ｂの双方に連通し、これによって溝１３ａ、溝１３ｂに収容されたそれぞれのガスケット１４に通じているので、供給された冷却流体は内側のガスケット１４及び外側のガスケット１４を共に直接冷却する。したがって、これらガスケット１４の温度上昇を防止し、そのシール性を維持することができる。

よって、本実施形態の２重シール部Ａのシール機構によれば、過酷事故時などの非定常時において、原子炉格納容器３内の温度が想定温度を超えた高温になり、２重シール部Ａが高温化するとともに、原子炉格納容器３の内圧が高まって一部水蒸気が漏洩してきても、ガスケット１４を冷却することでガスケット１４の劣化・破損を防止し、２重シール部Ａの良好なシール性を維持することができる。すなわち、内側のガスケット１４が原子炉格納容器３内から漏洩してきた水蒸気によって一部損傷し、そのシール性が低下しても、この内側のガスケット１４がある程度のシール性を維持することにより、外側のガスケット１４が高温・高湿の水蒸気に晒されることを防止することができる。したがって、２重シール部Ａ全体としては良好なシール性を維持することができ、これにより、原子炉格納容器３の放射性物質を閉じ込める機能が高いものとなる。

また、この２重シール部Ａのシール機構にあっては、流路１９として、２重シール部Ａに設けられる漏洩確認用の既存の流路を利用することにより、既存のプラントに対して補強を行うような場合にも容易に適用することができる。

また、流路１９の出口１９ｂに排気管２４を取り付け、この排気管２４に排気処理装置８（放射性物質処理手段）を接続しているので、原子炉格納容器３の放射性物質が内側のガスケット１４を通って僅かながら漏洩し、流路１９を通って出口１９ｂから排出されても、排気処理装置８によって放射性物質を処理することができ、放射性物質が原子炉建屋２から漏れ出るのを防止することができる。

以上、添付図面を参照しながら本発明の好適な実施形態について説明したが、本発明は前記実施形態に限定されないことは言うまでもない。前述した実施形態において示した各構成部材の諸形状や組み合わせ等は一例であって、本発明の主旨から逸脱しない範囲において設計要求等に基づき種々変更可能である。

例えば、前記実施形態では、冷却流体供給手段２３をその配管２０が流路１９の入口１９ａに対して着脱可能となるように構成したが、配管２０を複数の配管で構成し、この複数の配管の繋ぎ目で着脱可能に構成してもよい。その場合には、第２流路１６に接続する配管も流路１９を構成する流路となり、その繋ぎ目の開口部が流路１９の入口となる。

また、冷却流体として窒素を用いた場合などでは、排気管２４と配管２０とを連通させる連通管を別途設け、流路１９から排気された冷却流体を配管２０に戻し、循環させるようにしてもよい。
さらに、本発明の２重シール部のシール機構は、機器ハッチ１０が取り付けられる開口における２重シール部Ａにも適用可能である。

２…原子炉建屋、３…原子炉格納容器（密閉容器）、３ｄ…容器本体、８…排気処理装置（放射性物質処理手段）、９…上蓋、１０…機器ハッチ、１１…下フランジ、１２…上フランジ、１３ａ、１３ｂ…溝、１４…ガスケット、１６…第１流路、１７…第２流路、１８…第３流路、１９…流路、１９ａ…入口、１９ｂ…出口、２０…配管、２１…冷却流体源、２２…開閉弁、２３…冷却流体供給手段、２４…排気管、Ａ…２重シール部

Claims

密閉容器の開口部における２重シール部のシール機構であって、
前記２重シール部に連通する流路と、
前記流路の入口に着脱可能に接続されて、非定常時に前記流路内に冷却流体を供給する冷却流体供給手段と、を備えることを特徴とする２重シール部のシール機構。
前記密閉容器は、原子炉格納容器であることを特徴とする請求項１記載の２重シール部のシール機構。
前記流路の出口に接続された排気管を備え、
前記排気管は、放射性物質を処理する放射性物質処理手段に接続していることを特徴とする請求項２記載の２重シール部のシール機構。