JP2017146258A - 非常用空調システム及び非常用空調方法 - Google Patents
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Abstract
【課題】緊急時対策所等の建屋内に滞在する要員の被曝を低減させる。
【解決手段】建屋3の外壁に設けられ、前記建屋外の外気を取り込む複数の外気取込口4と、前記外気取込口の近傍に設けられた放射線検出部5と、前記建屋内に配置された非常用空調室7及び人員室8と、前記建屋内又は建屋外に配置された空気ボンベ9と、前記各外気取込口から第1の開閉弁6及び前記非常用空調室を介して前記人員室に接続される第1の配管11、12と、前記空気ボンベから第2の開閉弁10を介して前記人員室に接続される第2の配管17と、前記放射線検出部5からの信号に基づいて前記第1及び第2の開閉弁を開閉制御するとともに前記非常用空調室7内の機器を駆動制御する制御装置25と、を備える。
【選択図】図1
【解決手段】建屋3の外壁に設けられ、前記建屋外の外気を取り込む複数の外気取込口4と、前記外気取込口の近傍に設けられた放射線検出部5と、前記建屋内に配置された非常用空調室7及び人員室8と、前記建屋内又は建屋外に配置された空気ボンベ9と、前記各外気取込口から第1の開閉弁6及び前記非常用空調室を介して前記人員室に接続される第1の配管11、12と、前記空気ボンベから第2の開閉弁10を介して前記人員室に接続される第2の配管17と、前記放射線検出部5からの信号に基づいて前記第1及び第2の開閉弁を開閉制御するとともに前記非常用空調室7内の機器を駆動制御する制御装置25と、を備える。
【選択図】図1
Description
本発明に係る実施形態は、非常用空調システム及び非常用空調方法に関する。
原子力プラントにおいて、炉心に装荷された核燃料が溶融して原子炉圧力容器から流出するシビアアクシデントが発生した場合の対策として、原子炉圧力容器を気密状態で収容する原子炉格納容器を保全する設備が提案されている。
この原子炉格納容器保全設備は、排気配管に放射性物質を除去する除染装置を設け、シビアアクシデント時に原子炉格納容器内の水蒸気等からなる高圧ガスを排気配管から外部に放出することで原子炉格納容器の破損を防止している。
その際、原子炉格納容器の内部の圧力情報、並びに原子炉格納容器周辺の気象情報及び立地情報に基づいて排気配管からの排気のタイミングや排気量を設定する制御部を備えることで、大気中へ放出される放射性物質による被曝量を抑制している。
また、大気中への放射性物質の放出を抑制するとともに、作業員への被曝量を抑制することができる原子力発電所の換気空調設備も提案されている。
この換気空調設備は、原子炉建屋内の使用済み燃料プールを覆うように設置された柱架構と、この柱架溝に取り付けられたカバーの内部に形成された作業スペースとを有し、この作業スペースに清浄な空気を流通させることにより、作業スペース内で作業する作業員の放射線被曝を防止するとともに、大気中への放射性物質の放出を抑制している。
近年、原子力プラントのシビアアクシデントに対処するために、原子力プラントの敷地内又は原子力プラントに隣接して緊急時対策所が設けられている。シビアアクシデント時には、この緊急時対策所に対策要員が滞在することとなるが、原子炉格納容器から放射性物質が大気中へ放出された場合には、対策要員の被曝を低減する必要がある。
特に、緊急時対策所の周囲に大量の放射性物質が滞留したり、シビアアクシデントが長期化した場合、緊急時対策所内に滞在する対策要員の被曝を極力低減させる必要がある。
ところで、放射性物質が大気中へ放出された場合、被曝の要因となる代表的な放射性核種として、放射性ヨウ素、放射性セシウム、放射性希ガスがあげられる。このうち、放射性ヨウ素は、活性炭等を用いたヨウ素除去フィルタ装置や粒子除去フィルタ装置による除去が効果的であり、放射性セシウム等の粒子状の放射性物質は粒子除去フィルタ装置による除去が効果的である。
一方、放射性希ガスは化学的に不活性のため、フィルタ装置での除去が困難であり、緊急時対策所周囲の放射性希ガス濃度が高い場合には外気の取込みを中止し、緊急時対策所の内部又は外部に設置された空気ボンベにより、対策要員が滞在する緊急時対策所内の対策室(人員室)へ清浄空気を供給する必要がある。
しかし、空気ボンベだけで清浄空気を長期にわたって対策室に供給し続けるには多数の空気ボンベが必要となる。例えば、4,000m3の室内に1時間供給するために要する空気ボンベ数は150本となる試算がある。仮に、シビアアクシデント発生後から7日間、空気ボンベによって清浄空気を供給し続けることを想定すると、必要となる空気ボンベ数は膨大となり、緊急時対策所の内外に空気ボンベを保管するスペースを確保するのが困難となる。
本発明の実施形態は、上記課題を解決するためになされたもので、例えば緊急時対策所等の建屋内に滞在する要員の被曝を低減させることができる非常用空調システム及び非常用空調方法を提供することを目的とする。
上記課題を解決するために、本発明の実施形態に係る非常用空調システムは、建屋外の外気を取り込む複数の外気取込口と、前記外気取込口の近傍に設けられた放射線検出部と、前記建屋内に配置された非常用空調室及び人員室と、前記建屋内又は建屋外に配置された空気ボンベと、前記各外気取込口から第1の開閉弁及び前記非常用空調室を介して前記人員室に接続される第1の配管と、前記空気ボンベから第2の開閉弁を介して前記人員室に接続される第2の配管と、前記放射線検出部からの信号に基づいて前記第1及び第2の開閉弁を開閉制御するとともに前記非常用空調室内の機器を駆動制御する制御装置と、を備えることを特徴とする。
また、本発明の実施形態に係る非常用空調方法は、本件発明に係る非常用空調システムを用いて、外気取込口近傍の放射性核種の種類及び濃度に応じて、第1及び/又は第2の開閉弁を開閉制御するとともに前記非常用空調室内の機器を駆動制御することを特徴とする。
本発明の実施形態によれば、例えば対策要員が滞在等する室内への放射性物質の流入を効率的に防止することが可能となる。
以下、本発明に係る非常用空調システム及び非常用空調方法の実施形態について、図面を参照して説明する。
[第1の実施形態]
第1の実施形態に係る非常用空調システム及び非常用空調方法について、図1及び図2を用いて説明する。
[第1の実施形態]
第1の実施形態に係る非常用空調システム及び非常用空調方法について、図1及び図2を用いて説明する。
(構成)
図1は第1の実施形態に係る非常用空調システムの全体構成図である。
原子力プラントの敷地内には、原子力プラント建屋1、原子力プラント建屋1に隣接して設けられた排気塔2、原子力プラント建屋1から所定距離離間して設けられた緊急時対策所建屋3(以下、「建屋」ともいう)等が配置されている。なお、緊急時対策所建屋3は原子力プラントの敷地外に設置される場合もある。
図1は第1の実施形態に係る非常用空調システムの全体構成図である。
原子力プラントの敷地内には、原子力プラント建屋1、原子力プラント建屋1に隣接して設けられた排気塔2、原子力プラント建屋1から所定距離離間して設けられた緊急時対策所建屋3(以下、「建屋」ともいう)等が配置されている。なお、緊急時対策所建屋3は原子力プラントの敷地外に設置される場合もある。
運転要員、保守管理要員又は緊急時の対策要員等の人員は、原則、原子力プラント建屋1内の中央操作室(図示せず)や、建屋3内の対策室8(以下、「人員室」ともいう)に滞在することとなる。
本実施形態に係る非常用空調システムは、シビアアクシデント時等の緊急時において、中央操作室や対策室(人員室)8に滞在する人員の安全を図るために設けられるもので、本実施形態では、内部に対策室8を有する建屋3に非常用空調システムを適用した例について説明する。
第1の実施形態に係る非常用空調システムは、図1に示すように、建屋3の外壁に設けられた複数の外気取込口4a〜4cと、外気取込口4a〜4cで取込まれた空気がそれぞれ開閉弁6a〜6c、配管11a〜11cを介して供給される非常用空調室7と、非常用空調室7で浄化された空気が配管12を介して供給される対策室8と、建屋3の外部に設けられ配管17及び開閉弁10を介して対策室8に清浄空気を供給する複数の空気ボンベ9と、外気取込口4a〜4cの近傍に設けられた放射線検出部5a〜5cと、放射線検出部5a〜5cで測定された放射線核種の種類及び濃度に基づいて開閉弁6a〜6c、10を開閉制御するとともに、非常用空調室7内の各種機器を駆動制御する制御装置25と、から構成される。
非常用空調室7内には、放射性物質を除染するためのフィルタ、トラップ等からなる除染機器7a及びポンプ7b等の機器が設けられている。
また、放射線検出部5a〜5cで用いられる放射線検出器21として、例えば、放射性核種のガンマ線スペクトル分布を測定可能な半導体検出器又はシンチレーションカウンタが用いられ、これにより放射性核種の同定と濃度を検出することができる。
また、放射線検出部5a〜5cで用いられる放射線検出器21として、例えば、放射性核種のガンマ線スペクトル分布を測定可能な半導体検出器又はシンチレーションカウンタが用いられ、これにより放射性核種の同定と濃度を検出することができる。
制御装置25は、図1に示すように、演算部26、検証部27、制御部28から構成される。なお、図1では制御装置25は便宜上建屋3の外部に図示されているが、実際は対策室8の内部に設けられている。
演算部26では各放射線検出部5a〜5cから送信された信号に基づいて、ガンマ線強度、スペクトル分布等を解析処理し、各外気取込口4a〜4c近傍に存在する放射線核種の同定、濃度測定を行う。検証部27では演算部26からの信号を検証し正誤判定を行い、正と判定されれば制御部28に送信される。制御部28では、各外気取込口4a〜4c近傍の放射線核種の種類、濃度に応じて、各開閉弁6a〜6c及び10を開閉制御するとともに、非常用空調室7内の除染機器7a及びポンプ7bを駆動制御する。
なお、本実施形態では、複数の空気ボンベ9を建屋3の外部に設ける例について説明したが、建屋3の内部に設けてもよい。
なお、本実施形態では、複数の空気ボンベ9を建屋3の外部に設ける例について説明したが、建屋3の内部に設けてもよい。
(作用)
原子力プラントでシビアアクシデントが発生し、排気塔2から原子炉格納容器内の放射性物質(放射性希ガス、セシウム、ヨウ素等)を含む雰囲気が外部に放出されたケースを想定する。
原子力プラントでシビアアクシデントが発生し、排気塔2から原子炉格納容器内の放射性物質(放射性希ガス、セシウム、ヨウ素等)を含む雰囲気が外部に放出されたケースを想定する。
図2はシビアアクシデント発生時からの経過時間と各放射性核種の放出量(相対値)との関係を例示する図で、シビアアクシデントの発生時から約52時間経過後に排気塔2から放射性物質が約10時間大気中に放出されることを想定した図である。
この例では、各放射性核種の最大放出量を100としたとき、シビアアクシデントの発生時から約52時間経過するまで、放射性セシウムは0.001の割合で推移し、放射性ヨウ素及び放射性希ガスは0.01の割合で推移する。約52時間経過後に排気塔2から放射性物質が大気中に放出されると、その期間、放射性セシウムは粒子除去装置が引き続き機能するため0.001の割合のままで推移するが、放射性ヨウ素及び放射性希ガスの割合は100となる。そして、約10時間後大気中への放出が終了すると、各放射性核種の相対値は放出前の状態に戻る。
シビアアクシデント時に、排気塔2から放出された放射性物質は、放射性プルーム(放射性煙流、放射性雲)18となって外部に流れ出す。放射性プルーム18の流れや放射線量は、その時点での風向き、風速等の気候条件によって変動するが、気候条件によっては、例えば、図1に示すように、放射性プルーム18が建屋3の1つの空気取込口4cの近傍に到達したり、建屋3の全体を覆うように分布する可能性もある(図示せず)。
本実施形態では、3つの空気取込口4a〜4cが設けられた建屋3において、各空気取込口4a〜4cの近傍に到達した放射性プルーム18に含まれる放射性核種の種類及びその濃度に応じて、各空気取込口4a〜4bの開閉弁6a〜6c及び空気ボンベ9からの清浄空気を供給するための開閉弁9aを制御する(例1)〜(例3)について説明する。
なお、空気取込口の数は3つに限定されず、適宜増減可能である。
なお、空気取込口の数は3つに限定されず、適宜増減可能である。
(例1)全ての外気取込口4a〜4cの近傍の放射性希ガスの濃度が所定値よりも高い場合:
制御装置25は、開閉弁6a〜6cを閉とし、各外気取込口4a〜4cからの外気取込を中止する。そして、開閉弁10を開とすることにより空気ボンベ9から配管17を介して清浄空気を対策室8に供給するとともに、対策室8を加圧する。これにより、放射性希ガス及び他の放射性ガスの対策室8への流入を防止し、対策要員の被曝を防止することができる。
制御装置25は、開閉弁6a〜6cを閉とし、各外気取込口4a〜4cからの外気取込を中止する。そして、開閉弁10を開とすることにより空気ボンベ9から配管17を介して清浄空気を対策室8に供給するとともに、対策室8を加圧する。これにより、放射性希ガス及び他の放射性ガスの対策室8への流入を防止し、対策要員の被曝を防止することができる。
(例2)少なくとも一つの外気取込口4の近傍の放射性希ガスの濃度が所定値よりも低く、かつ、放射性ヨウ素及び放射性セシウムの濃度が所定値よりも高い場合:
制御装置25は、放射性希ガスの濃度が所定値以下の外気取込口4に対応する開閉弁6のみを開とし、配管11を介して非常用空調室7に導入された外気を除染機器7aで除染した上で配管12を介して対策室8に供給する。
これにより、対策室8への放射性希ガス及び他の放射性ガスの流入を防止し、対策要員の被曝を最低限に抑制することができる。
制御装置25は、放射性希ガスの濃度が所定値以下の外気取込口4に対応する開閉弁6のみを開とし、配管11を介して非常用空調室7に導入された外気を除染機器7aで除染した上で配管12を介して対策室8に供給する。
これにより、対策室8への放射性希ガス及び他の放射性ガスの流入を防止し、対策要員の被曝を最低限に抑制することができる。
(3)少なくとも一つの外気取込口4の近傍の各放射性核種の濃度が所定値以下の場合:
制御装置25は、各放射性核種の濃度が所定値以下の外気取込口4に対応する開閉弁6のみを開とし、配管11、非常用空調室7及び配管12を介して外気を対策室8に供給する。その際、この外気を、配管14を介して建屋3の対策室8以外の空間に流入させてもよい。その際、建屋3内に残存している放射性物質を含む雰囲気を、建屋3の外壁に設けられた配管15を介して外部へ放出することで、建屋3内の換気も効率的に行うことができる。
制御装置25は、各放射性核種の濃度が所定値以下の外気取込口4に対応する開閉弁6のみを開とし、配管11、非常用空調室7及び配管12を介して外気を対策室8に供給する。その際、この外気を、配管14を介して建屋3の対策室8以外の空間に流入させてもよい。その際、建屋3内に残存している放射性物質を含む雰囲気を、建屋3の外壁に設けられた配管15を介して外部へ放出することで、建屋3内の換気も効率的に行うことができる。
なお、上記(例1)〜(例3)において、対策室8内の空気を配管12、13により非常用空調室7との間で再循環させることで、対策室8内の空気を常時浄化するようにしてもよい。
(効果)
本実施形態によれば、建屋3外部の放射性核種の分布状況に応じて各外気取込口4からの外気の流入を制御するとともに、必要に応じて空気ボンベ9を利用することで、対策室8内への放射性物質の流入を効率的に防止することができる。
本実施形態によれば、建屋3外部の放射性核種の分布状況に応じて各外気取込口4からの外気の流入を制御するとともに、必要に応じて空気ボンベ9を利用することで、対策室8内への放射性物質の流入を効率的に防止することができる。
これにより対策要員の安全を長期的に確保することができるとともに、空気ボンベの消費を最小限に抑制することが可能となる。
[第2の実施形態]
第2の実施形態に係る非常用空調システム及び非常用空調方法について、図3を用いて説明する。
本実施形態では、放射性核種を高精度で同定することができる放射線検出部5の構成例を説明する。
第2の実施形態に係る非常用空調システム及び非常用空調方法について、図3を用いて説明する。
本実施形態では、放射性核種を高精度で同定することができる放射線検出部5の構成例を説明する。
(構成)
本実施形態に係る放射線検出部5は、放射線検出部5の内部に設けられたサンプリングタンク20と、サンプリングタンク20に近接して設けられた放射線検出器21と、外気取込口4内の外気を、開閉弁24aを介してサンプリングタンク20に導入する配管23aと、検出終了後の外気を、開閉弁24bを介して外気取込口4へ排出する配管23bとから構成される。
放射線検出部21は、高いガンマ線のエネルギー分解能を有するゲルマニウム半導体検出器又はシンチレーション検出器が用いられる。
本実施形態に係る放射線検出部5は、放射線検出部5の内部に設けられたサンプリングタンク20と、サンプリングタンク20に近接して設けられた放射線検出器21と、外気取込口4内の外気を、開閉弁24aを介してサンプリングタンク20に導入する配管23aと、検出終了後の外気を、開閉弁24bを介して外気取込口4へ排出する配管23bとから構成される。
放射線検出部21は、高いガンマ線のエネルギー分解能を有するゲルマニウム半導体検出器又はシンチレーション検出器が用いられる。
(作用)
このように構成された本実施形態において、開閉弁24aを開として外気取込口4内の外気を、配管23aを介してサンプリングタンク20に導入し、その後、開閉弁24aを閉として、サンプリングタンク20に貯留された外気に含まれる放射性核種のガンマ線スペクトル強度及び分布等を放射線検出器21により所定期間測定する。測定後、サンプリングタンク20内の外気は配管23b、開閉弁24bを介して外気取込口4へ排出される。
このように構成された本実施形態において、開閉弁24aを開として外気取込口4内の外気を、配管23aを介してサンプリングタンク20に導入し、その後、開閉弁24aを閉として、サンプリングタンク20に貯留された外気に含まれる放射性核種のガンマ線スペクトル強度及び分布等を放射線検出器21により所定期間測定する。測定後、サンプリングタンク20内の外気は配管23b、開閉弁24bを介して外気取込口4へ排出される。
放射線検出器21は、サンプリングタンク20に貯留された外気を所定時間継続して測定することで、外気に含まれる放射性核種の種類及び濃度を高精度で解析することが可能となる。
(効果)
本実施形態によれば、サンプリングタンク20に貯留された外気に含まれる放射性核種の放射線強度を所定期間継続して測定することで、各放射性核種のガンマ線スペクトル分布や強度を高精度で測定解析することが可能となるので、放射性核種の同定及び濃度の検出精度を向上させることができる。
なお、上記実施形態では外気取込口4内の外気をサンプリングタンク20に導入する例について説明したが、外気取込口4の近傍の外気を導入するようにしてもよい。
本実施形態によれば、サンプリングタンク20に貯留された外気に含まれる放射性核種の放射線強度を所定期間継続して測定することで、各放射性核種のガンマ線スペクトル分布や強度を高精度で測定解析することが可能となるので、放射性核種の同定及び濃度の検出精度を向上させることができる。
なお、上記実施形態では外気取込口4内の外気をサンプリングタンク20に導入する例について説明したが、外気取込口4の近傍の外気を導入するようにしてもよい。
以上、本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら新規な実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、組み合わせ、置き換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれるとともに、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれる。
1…原子力プラント建屋、2…排気塔、3…緊急時対策所建屋(建屋)、4、4a〜4c…外気取込口、5、5a〜5c…放射線検出部、6、6a〜6c…開閉弁、7…非常用空調室、8…対策室(人員室)、9…空気ボンベ、10…開閉弁、11、11a〜11c、12…配管(第1の配管)、13…配管(第3の配管)、14…配管(第4の配管)、15…配管(第5の配管)、17…配管(第2の配管)、18…放射性プルーム、20…サンプリングタンク、21…放射線検出器、22a、22b…開閉弁、23a、23b…配管、25…制御装置、26…演算部、27…検証部、28…制御部
Claims (6)
- 建屋外の外気を取り込む複数の外気取込口と、前記外気取込口の近傍に設けられた放射線検出部と、前記建屋内に配置された非常用空調室及び人員室と、前記建屋内又は建屋外に配置された空気ボンベと、前記各外気取込口から第1の開閉弁及び前記非常用空調室を介して前記人員室に接続される第1の配管と、前記空気ボンベから第2の開閉弁を介して前記人員室に接続される第2の配管と、前記放射線検出部からの信号に基づいて前記第1及び第2の開閉弁を開閉制御するとともに前記非常用空調室内の機器を駆動制御する制御装置と、を備えることを特徴とする非常用空調システム。
- 前記人員室と前記非常用空調室を接続する第3の配管を設けたことを特徴とする請求項1記載の非常用空調システム。
- 前記第1の配管に外気を前記建屋内に放出するための第4の配管を設け、前記建屋の外壁に前記建屋内の雰囲気を外部に放出するための第5の配管を設けたことを特徴する請求項1又は2記載の非常用空調システム。
- 前記放射線検出部で用いられる放射線検出器は、放射性核種を同定可能に構成されることを特徴とする請求項1乃至3のいずれかに記載の非常用空調システム。
- 前記放射線検出部の内部に外気を貯留するサンプリングタンクを設けたことを特徴とする請求項1乃至4のいずれかに記載の非常用空調システム。
- 請求項1乃至5のいずれかに記載の非常用空調システムを用いて、外気取込口近傍の放射性核種の種類及び濃度に応じて、第1及び/又は第2の開閉弁を開閉制御するとともに前記非常用空調室内の機器を駆動制御することを特徴とする非常用空調方法。
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