JP2022082008A - 原子炉格納容器ベント方法 - Google Patents
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Abstract
Description
なお、説明は以下の順序で行う。
1.原子炉格納容器ベント方法の第1実施形態
2.原子炉格納容器ベント方法の第2実施形態
3.原子炉格納容器ベント方法の第3実施形態
[原子炉格納容器ベントシステムの概要]
まず、原子炉格納容器のベント方法の説明に先立ち、原子炉格納容器ベントシステムの概要について説明する。
原子力発電プラントでは、原子炉圧力容器内に配置された炉心が万が一溶融するような事態(以下「過酷事故」という。)が発生し、放射性物質が原子炉圧力容器外に放出されても、放射性物質が外部へ漏洩しないように原子炉格納容器が備えられている。過酷事故が発生した場合においても、その後に十分な注水が行われ、かつ、原子炉格納容器が冷却されれば、事故は収束する。
次に、原子炉格納容器のベント方法の実施形態に係わる原子炉格納容器ベントシステムの構成について説明する。
図1~3に、原子炉格納容器ベントシステムの概略構成を示す。図1は第1実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成図である。図2は、原子炉格納容器ベントシステムに設けられる放射性物質分離装置の構成図である。図3は、原子炉格納容器ベントシステムに設けられる制御部の機能ブロック図である。
放射性物質分離装置17は、放射性希ガスを遮蔽し、蒸気や水素を透過することができる分離膜を有する。このような分離膜を有することにより、放射性物質分離装置17は、原子炉格納容器1に放射性希ガスを閉じ込めると共に、ベントライン15を通して蒸気や水素を外部に放出して原子炉格納容器1の圧力を減少させることができる。
図1に示す原子炉格納容器ベントシステムでは、ドライウェル側ベントライン15aに第1測定部としてドライウェル側流量計16aが設けられている。また、ウェットウェル側ベントライン15bに第2測定部としてウェットウェル側流量計16bが設けられている。ドライウェル側流量計16aは、ドライウェル側ベントライン15aを流れる気体の流量を測定する。ウェットウェル側流量計16bは、ウェットウェル側ベントライン15bを流れる気体の流量を測定する。
原子炉格納容器ベントシステムにおけるベント操作は、制御部20の指示に基づいて、ウェットウェル7a側の隔離弁14a、及び、ドライウェル6側の隔離弁14bの少なくともいずれか一方を開放することで行う。隔離弁14a及び隔離弁14bの開放により、ドライウェル側ベントライン15a、及び、ウェットウェル側ベントライン15bに接続された放射性物質分離装置17で放射性物質を除去したベントガスを、ベントライン15から外部に排出することができる。
次に、図2に放射性物質分離装置17の構成の一例の模式図を示す。
図2に示す放射性物質分離装置17は、内部に放射性希ガスを遮蔽し、蒸気や水素を透過することができる分離膜40を有する。放射性物質分離装置17の内部空間は、内部を流れる流体の流れ方向と平行に配置された分離膜40によって、上流側空間41と下流側空間42とに完全に仕切られた構造を有する。放射性物質分離装置17の上流側空間41は、原子炉格納容器1内の気体に晒されている空間である。下流側空間42はドライウェル側ベントライン15a、又は、ウェットウェル側ベントライン15bと連結し、蒸気や水素をベントライン15を通じて外部に放出可能な空間である。放射性物質分離装置17では、放出したい気体の量に応じて分離膜40の分量を決定することができる。
次に、原子炉格納容器ベントシステムにおける、上記のベント操作方法について説明する。図1に示す原子炉格納容器ベントシステムでは、測定部(ドライウェル側流量計16a及びウェットウェル側流量計16b)からの測定データを基に、制御部20がドライウェル6及びウェットウェル7aの各気体の放射性希ガスの分圧の大小を検出する。そして、制御部20は、気体中の放射性希ガスの分圧が小さい方の流路を開放し、他の流路を閉止するように流路開閉部(隔離弁14a及び隔離弁14b)に指示する。隔離弁14a及び隔離弁14bは、制御部20の指示を受けてドライウェル側ベントライン15a及びウェットウェル側ベントライン15bの一方を開放し、他方を閉止する。これにより、ドライウェル側ベントライン15a又はウェットウェル側ベントライン15bの一方側からのみ原子炉格納容器1内の気体を外部に放出する。
上記のベント操作を行うことにより、ドライウェル6又はウェットウェル7aのうちの放射性希ガスの分圧の小さい方の気体を、ベントライン15を通じて原子炉格納容器1の外部に放出することができる。これにより、原子炉格納容器1の外部への放射性希ガスの放出量を低減することが可能なベント操作を実行することができる。
上記ベント操作を実行する制御部20の構成について説明する。制御部20は、例えば、図示しないCPU(Central Processing Unit)、ROM(Read Only Memory)、RAM(Random Access Memory)、及び、記憶装置等を有する。CPUは、ROMに記憶されているシステムプログラム等の各種処理プログラムを読出してRAMに展開し、展開したプログラムに従って原子炉格納容器ベントシステムのベント操作を制御する。例えば、CPUは、測定部であるドライウェル側流量計16a及びウェットウェル側流量計16bから入力された情報に基づいて、気体の流量、気体の線量、分圧等のベントライン15を流れる気体の定量的な測定値を算出する。また、CPUは、測定部であるドライウェル側流量計16a及びウェットウェル側流量計16bから入力された情報や、算出した定量的な測定値を記憶装置に記憶させる。さらに、CPUは、測定値の算出結果に基づいて、流路開閉部(隔離弁14a及び隔離弁14b)に対して開閉を指示する。
入力部21は、ベントライン15に設けられた複数の測定部から入力される定量的測定データを取得する。なお、図3には、測定部として第1測定部25a、及び、第2測定部25bを示している。例えば、第1測定部25aは、上述の図1に示す原子炉格納容器ベントシステムのドライウェル側流量計16aに相当する。また、第2測定部25bは、図1に示す原子炉格納容器ベントシステムのウェットウェル側流量計16bに相当する。
次に、希ガス分圧検出部22が、放射性希ガスの分圧の大小を検出する方法について説明する。希ガス分圧検出部22は、入力部21に入力された測定データに基づいて、原子炉格納容器1に接続された複数個所のベントライン15の開口部付近の気体に対し、放射性希ガスの分圧の大小を検出する。なお、以下の説明では、上述の図1に示す原子炉格納容器ベントシステムのドライウェル6及びウェットウェル7aの気体の放射性希ガスの分圧の大小を検出する方法について説明する。
原子炉格納容器1において、ドライウェル6とウェットウェル7aは、ベント管9及び真空破壊弁14によって接続されている。ベント管9はプール水で満たされているため、ドライウェル6とウェットウェル7aとの差圧がベント管9内の水頭圧差を超えた場合に、ドライウェル6の気体がウェットウェル7aに流入する。また、真空破壊弁14は、ウェットウェル7aの全圧がドライウェル6の全圧よりも設計開圧以上高くなった場合に開く。真空破壊弁14が開くことにより、ウェットウェル7aとドライウェル6とを均圧化し、原子炉格納容器1内の負圧破損を防止する。ベント管9内の水頭圧差、及び、真空破壊弁14の設計開圧は、ドライウェル6及びウェットウェル7aの全圧と比較すると相対的に小さい。このため、ドライウェル6とウェットウェル7aとはほぼ均圧とみなせる。
まず、ベント操作の開始時に、制御部20の流路制御部24の指示により隔離弁14aと隔離弁14bとを共に開放する。そして、ドライウェル側流量計16a及びウェットウェル側流量計16bの指示値(測定データ)を入力部21が受け付ける。入力部21が受け付けた測定データを基に、希ガス分圧検出部22は、ドライウェル側流量計16a及びウェットウェル側流量計16bの流量の大小を検出する。
上述のように、本形態の原子炉格納容器ベントシステムでは、流量の大小を検出することにより、原子炉格納容器1での放射性希ガスの分圧の大小を検出することができる。このため、希ガス分圧検出部22は、ベントライン15での流量の大小の検出のみを行うことにより、放射性希ガスの分圧の大小の検出を代替することができる。
次に、原子炉格納容器ベント方法の第2実施形態について説明する。なお、第2実施形態は、上述の第1実施形態における測定部の構成及び測定方法と、放射性希ガスの分圧の大小を検出する方法のみが異なり、その他の構成については同様の構成を適用することができる。このため、以下の説明では、上述の第1実施形態と同様の構成については詳細な説明を省略する。
図4に、第2実施形態に係わる原子炉格納容器ベントシステムの概略構成を示す。上述の第1実施形態では、測定部(第1測定部、及び、第2測定部)として流量計を用いる例について説明しているが、図4に示す第2実施形態に係わる原子炉格納容器ベントシステムでは、測定部として線量計を備える。
また、制御部20は、ドライウェル側線量計18a、ウェットウェル側線量計18b、隔離弁14a及び隔離弁14bと通信可能に接続されている。制御部20は、第1測定部25a(図3)であるドライウェル側線量計18a、第2測定部25b(図3)であるウェットウェル側線量計18bからの情報を受け取り、隔離弁14a又は隔離弁14bの開閉の指示を行う。
次に、原子炉格納容器ベントシステムにおける、ベント操作方法について説明する。図4に示す原子炉格納容器ベントシステムでは、測定部(ドライウェル側線量計18a及びウェットウェル側線量計18b)からの線量測定データを基に、制御部20が各気体の放射性希ガスの分圧の大小を検出する。そして、上述の第1実施形態と同様に、放射性希ガス分圧が小さい方の流路(ドライウェル側ベントライン15a又はウェットウェル側ベントライン15bの一方)を開放する。さらに、他の流路(ドライウェル側ベントライン15a又はウェットウェル側ベントライン15bの他方)を閉止する。このベント操作により、原子炉格納容器1の外部への放射性希ガスの放出量を低減することができる。
入力部21に入力された線量測定データに基づいて、希ガス分圧検出部22がドライウェル側ベントライン15aとウェットウェル側ベントライン15bとの気体の放射性希ガスの分圧の大小を検出する方法について説明する。第2実施形態では、ベントガスにおいて、放射性希ガスを含む放射性物質の線量を直接的に測定する。このため、放射性希ガスの分圧の大小をより確実に検出できる。
次に、原子炉格納容器ベント方法の第3実施形態について説明する。なお、第3実施形態は、上述の第1実施形態及び第2実施形態における測定部の構成及び測定方法と、放射性希ガスの分圧の大小を検出する方法のみが異なり、その他の構成については同様の構成を適用することができる。このため、以下の説明では、上述の第1実施形態及び第2実施形態と同様の構成については詳細な説明を省略する。
図5に、第3実施形態に係わる原子炉格納容器ベントシステムの概略構成を示す。上述の第1実施形態では、測定部(第1測定部、及び、第2測定部)として流量計を用いる例について説明しているが、図5に示す第3実施形態に係わる原子炉格納容器ベントシステムでは、測定部として希ガス濃度測定装置を用いる。
次に、原子炉格納容器ベントシステムにおける、ベント操作方法について説明する。図5に示す原子炉格納容器ベントシステムでは、ドライウェル側希ガス濃度測定装置19a及びウェットウェル側希ガス濃度測定装置19bからの希ガスの濃度測定データを基に、制御部20が各気体の放射性希ガスの分圧の大小を検出する。以降は、上述の第1実施形態と同様に、放射性希ガス分圧が小さい方の流路を開放し、他の流路を閉止して、ドライウェル側ベントライン15a又はウェットウェル側ベントライン15bの一方側からのみ原子炉格納容器1内の気体を外部に放出する。このベント操作により、原子炉格納容器1の外部への放射性希ガスの放出量を低減することができる。
次に、入力部21に入力された希ガスの濃度測定データに基づいて、希ガス分圧検出部22が、ドライウェル側ベントライン15a及びウェットウェル側ベントライン15bに流入する気体の放射性希ガスの分圧の大小を検出する方法について説明する。第3実施形態では、原子炉格納容器1内の気体の放射性希ガスの濃度を直接的に測定する。このため、原子炉格納容器1からベントライン15に流入する放射性希ガスの分圧の大小をより確実に検出できる。
従って、希ガス分圧検出部22は、ドライウェル6及びウェットウェル7aの希ガス濃度の大小から、ドライウェル側ベントライン15a、及び、ウェットウェル側ベントライン15bに流入する気体の放射性希ガスの分圧の大小を検出することができる。
なお、第3実施形態も上述の第2実施形態と同様に、放射性物質分離装置17を備えなくてもよい。上述の第1実施形態では、流量の大小から放射性希ガスの分圧の大小を検出するため、放射性希ガスの分圧に応じてベントライン15の流量が変化するように放射性物質分離装置17のような分離膜を備える構成が必要である。これに対し、第3実施形態では、原子炉格納容器内の気体の希ガス濃度を測定することにより、放射性希ガスの分圧の大小を直接的に検出することができる。このため、放射性物質分離装置17が設置されていない原子炉容器においても、第3実施形態のベント方法を適用することができる。
Claims (7)
- 原子炉圧力容器を内包する原子炉格納容器と、
前記原子炉格納容器の内部に開口する2か所以上の入口部と、前記入口部から流入した気体を外部に排出する排気部とを有し、前記原子炉格納容器内の気体を排出して前記原子炉格納容器を減圧するベントラインと、
前記入口部から前記ベントラインに流入する気体の流路をそれぞれ独立して開閉可能な流路開閉部と、
前記入口部に対応して2か所以上に配置され、前記原子炉格納容器から排出される気体の定量的測定を行う測定部と、
前記測定部の測定を基に、前記入口部付近における前記原子炉格納容器内の気体の放射性希ガス分圧の大小を検出する検出部と、を備える原子炉格納容器ベントシステムにおけるベント方法であって、
前記検出部において検出された前記放射性希ガス分圧の大小を基に、前記放射性希ガス分圧が小さい前記流路の前記流路開閉部を開放し、他の前記流路の前記流路開閉部を閉止して、前記ベントラインから前記原子炉格納容器内の前記気体を外部に放出する
原子炉格納容器ベント方法。 - 前記ベントラインの前記入口部に放射性希ガスを透過せず、蒸気を透過する放射性物質分離装置を備え、
前記検出部において、前記放射性物質分離装置を透過する前の前記原子炉格納容器内の気体の前記放射性希ガス分圧の大小を検出する
請求項1に記載の原子炉格納容器ベント方法。 - 前記測定部として、前記入口部から前記ベントラインに流入した気体の線量を測定する線量計を備え、
前記測定部において、前記流路開閉部を開放後に前記線量計で線量指示値を測定し、
前記検出部において、前記線量指示値を基に前記原子炉格納容器内の気体の前記放射性希ガス分圧の大小を検出する
請求項1又は2に記載の原子炉格納容器ベント方法。 - 前記測定部において、前記流路開閉部の開放の前後における前記線量計での前記線量指示値を測定し、
前記検出部において、前記流路を開放する前後での前記線量指示値の差分を基に、前記原子炉格納容器内の気体の前記放射性希ガス分圧の大小を検出する
請求項3に記載の原子炉格納容器ベント方法。 - 前記測定部として、前記原子炉格納容器の前記入口部から前記ベントラインに流入する気体の希ガス濃度を測定する希ガス濃度測定装置を備え、
前記検出部において、前記希ガス濃度測定装置で測定した前記希ガス濃度を基に、前記原子炉格納容器内の気体の前記放射性希ガス分圧の大小を検出する
請求項1又は2に記載の原子炉格納容器ベント方法。 - 前記測定部として、前記放射性物質分離装置を透過して前記入口部から前記ベントラインに流入した気体ごとに流量を測定する流量計を備え、
前記検出部において、前記流量計で測定した前記流量を基に、前記原子炉格納容器内の気体の前記放射性希ガス分圧の大小を検出する
請求項2に記載の原子炉格納容器ベント方法。 - 原子炉が沸騰水型原子炉であり、
前記ベントラインの前記入口部として、前記原子炉格納容器のドライウェルに開口する第1の入口部と、ウェットウェルに開口する第2の入口部とを有し、
前記検出部において、前記原子炉格納容器内の前記ドライウェルの気体と、前記原子炉格納容器内の前記ウェットウェルの気体とにおける前記放射性希ガス分圧の大小を検出する
請求項1に記載の原子炉格納容器ベント方法。
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