JP4086269B2

JP4086269B2 - Gas treatment facility and gas treatment method for nuclear power plant

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Publication number: JP4086269B2
Application number: JP2000188861A
Authority: JP
Inventors: 克士五十川; 雄司山本; 理知黒田
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 2000-06-23
Filing date: 2000-06-23
Publication date: 2008-05-14
Anticipated expiration: 2020-06-23
Also published as: JP2002006084A

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、炉心を内包する原子炉圧力容器内に存在する放射性気体廃棄物を処理する原子力発電所の気体処理設備および気体処理方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】
図６は、従来の沸騰水型原子力プラントに設けられる原子力発電所の気体処理設備の概略系統図である。ここでは、原子炉格納容器内でサプレッションプールを内包するウェットウェルなどの設備の図示を省略し、原子炉圧力容器と主蒸気管、気体廃棄物処理系等の主要機器のみを示している。
【０００３】
炉心２を内包する原子炉圧力容器１内には、原子炉冷却水３が存在する。原子炉冷却水３中には、放射性気体廃棄物、例えば炉心２に起因する中性子照射により冷却水３から分解生成される水素ガスや酸素ガス、その反応時に併せて生成される ³Ｈ，¹⁶Ｎ，¹⁹Ｏ等、また燃料棒より微量に漏洩するＫｒやＸｅ等の放射性希ガス等が存在する。原子力発電プラントにはこうした放射性気体廃棄物を処理する気体廃棄物処理系が設けられている。
【０００４】
原子力発電プラントの通常運転中に原子炉圧力容器１内に発生する放射性気体廃棄物は、原子炉圧力容器１に接続する主蒸気管９を経て復水器16に導かれた後、気体廃棄物処理系19で処理される。なお符号18は主蒸気管９の原子炉格納容器５壁との原子炉格納容器貫通部を示す。主蒸気管９には原子炉格納容器貫通部18の上流側および下流側にそれぞれ主蒸気隔離弁17ａ，17ｂが設けられている。
【０００５】
気体廃棄物処理系19は、触媒により酸素と水素の再結合を行う排ガス再結合器20と、排ガス再結合器20の下流側に設けられ再結合により得られた水蒸気を凝縮し除去する気体廃棄物処理系復水器21と、この復水器21の下流側に設けられ排ガス中に残った放射性ガスを長時間保持し放射能を減衰させる気体廃棄物処理系ホールドアップ塔22と、このホールドアップ塔22の下流側に設けられ放射能が減衰された後に気体を大気中に放出する排気筒24と、排気塔24とホールドアップ塔22の間に設けられた排気ポンプ23とから構成される。
【０００６】
この他にも、再結合器20の上流側に再結合を促進させるために予熱器を設ける、復水器21の下流側に除湿冷却器を設ける、ホールドアップ塔22を活性炭式としてＸｅ等の希ガスを活性炭に吸着させる、あるいはホールドアップ塔22を複数段設ける、といった構成を採ることもできる。こうした気体廃棄物処理系の構成については例えば特開2000−98085号公報に開示されている。
【０００７】
図７は、図６に示した原子炉圧力容器１の上部を拡大して示した断面図である。原子炉圧力容器上蓋ノズル38の周囲構造について以下説明する。核反応により原子炉圧力容器１内に発生する非凝縮性ガスを原子炉圧力容器１の上部より排出するため、隔離弁12を有する原子炉圧力容器ヘッドベント管７からなる原子炉圧力容器ベント系が設けられている。符号７ａは原子炉圧力容器ヘッドベント管フランジを示す。
【０００８】
さらに、沸騰水型原子炉を停止冷却する際に、蒸気相となっている原子炉圧力容器１の気相部１ａを冷却するために、原子炉圧力容器１の上部に位置する原子炉圧力容器上蓋ノズル38に設けられ原子炉圧力容器１内の気相部１ａに冷却水をスプレイする原子炉圧力容器ヘッドスプレイノズル６と、このヘッドスプレイノズル６に冷却水を供給する原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管８とからなる原子炉圧力容器ヘッド冷却系が設けられている。
【０００９】
符号15は原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管８の原子炉格納容器５壁との原子炉格納容器貫通部を示す。原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管８には、原子炉格納容器貫通部15を介して、原子炉格納容器５の内側に逆止弁13が、外側に隔離弁14ａがそれぞれ設けられている。逆止弁13により、原子炉圧力容器１内の流体の外部への導出を阻止する。
【００１０】
主蒸気管９の主蒸気隔離弁17ａ，17ｂは通常運転中はともに開状態となっており、図示しないタービン発電機に蒸気を供給している。一方、定期検査等のプラント停止時には、原子炉を開放するすなわち原子炉圧力容器１の上蓋を取外す前に、原子炉圧力容器１内の冷却水３の水位を上昇させまた主蒸気管９内の水張りを行うため、主蒸気管９上の主蒸気隔離弁17ａ，17ｂを閉状態とする必要がある。この際、主蒸気隔離弁17ａ，17ｂを閉鎖して以降、原子炉圧力容器１内の放射性ガスは気体廃棄物処理系19へ移行することができず、原子炉圧力容器１内に蓄積することとなる。
【００１１】
通常のプラント停止時には、こうして蓄積される気体中の放射性物質は微量である。しかし、燃料リークが伴うようなプラント停止時にはこうした通常の場合に比べて発生する放射性物質の量が多くなるため、主蒸気隔離弁17ａ，17ｂが閉鎖されてから原子炉を開放するまでの間に、原子炉圧力容器１内には相対的に多くの放射性物質が蓄積する。よって、蓄積された放射性物質を一度に放出しても影響がない程度となるまで、すなわちある程度時間をかけて放射性物質濃度が十分に低くなるまで原子炉を保持した後に、原子炉を開放、すなわち原子炉圧力容器１の上蓋を取外している。
【００１２】
また、原子炉圧力容器１の気相部１ａと接続しかつ気体廃棄物処理系19と連絡して図示しない原子炉隔離時冷却系配管が配置される。この原子炉隔離時冷却系配管を有する原子炉隔離時冷却系は、タービンや復水器による通常の除熱機能が喪失した場合に、冷却水３を原子炉圧力容器１内に供給し原子炉の崩壊熱を除去する設備として機能する。
【００１３】
【発明が解決しようとする課題】
原子力発電プラントで原子炉燃料から発生する放射性物質は、通常運転中は気体廃棄物処理系19で連続的に処理されており、ガス中の放射性物質濃度は大気へ放出が可能となる許容範囲内で常に推移している。一方、燃料破損等の燃料リークが伴う場合には、主蒸気隔離弁17ａ，17ｂを閉として原子炉圧力容器１の上蓋を開いて原子炉圧力容器１内に蓄積されたガス中の放射性物質を一度に大気に放出しようとすると、放射性物質濃度が大気へ放出が可能となる許容範囲に近いレベルまで高くなることが考えられる。
【００１４】
仮にこの放射性物質濃度が許容範囲を超えた場合には大気への放出は不可能であり、濃度が低下するまで放出を待機する必要がある。そのため、主蒸気隔離弁17ａ，17ｂを閉じた後に、原子炉圧力容器１内に放射性物質があるレベル以上に蓄積されない構成を実現することが、燃料リーク時の対応上重要である。
【００１５】
本発明はこうした事情に鑑みなされたものであり、その目的は、ガスを大気に放出する原子炉開放までに要する待機時間を短縮すべく、主蒸気隔離弁を閉鎖した後であっても原子炉圧力容器内の放射性物質を連続的に処理することによって、原子炉開放時にガスの大気放出が可能となるレベルまで放射性物質濃度が低い状態とすることにある。
【００１６】
【課題を解決するための手段】
上記目的を達成するため、本発明では、炉心を内包する原子炉圧力容器の上部に設けられた原子炉圧力容器ヘッドスプレイノズルに冷却水を供給する原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管と、前記原子炉圧力容器内の蒸気をタービンへ導出する主蒸気管と、気体を内部に蓄積する手段および気体を外気に放出する排気筒を有する気体廃棄物処理系と、前記主蒸気管に分岐して設けられ前記気体廃棄物処理系と連絡する主蒸気ドレン配管とを具備する原子力発電所の気体処理設備において、前記原子炉圧力容器内の気体を前記原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管および前記主蒸気ドレン配管を介して前記気体廃棄物処理系へ導出する気体導出手段を具備することを特徴とする。さらに、前記気体導出手段は、前記原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管と前記主蒸気ドレン配管とを連絡する第１バイパス手段を具備することを特徴とする。
【００１７】
また、本発明では、炉心を内包する原子炉圧力容器の上部に設けられた原子炉圧力容器ヘッドスプレイノズルに冷却水を供給する原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管と、気体を内部に蓄積する手段および気体を外気に放出する排気筒を有する気体廃棄物処理系と、原子炉隔離時冷却系配管とこの原子炉隔離時冷却系配管に分岐して設けられ前記気体廃棄物処理系と連絡する原子炉隔離時冷却系蒸気ドレン配管を有する原子炉隔離時冷却系とを具備する原子力発電所の気体処理設備において、前記原子炉圧力容器内の気体を前記原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管および前記原子炉隔離時冷却系を介して前記気体廃棄物処理系へ導出する気体導出手段を具備することを特徴とする。さらに、前記気体導出手段は、前記原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管と、前記原子炉隔離時冷却系配管または前記原子炉隔離時冷却系蒸気ドレン配管のいずれかとを連絡する第１バイパス手段を具備することを特徴とする。
【００１８】
この構成により、主蒸気管に設けられた主蒸気隔離弁を閉鎖した状態であっても、主蒸気隔離弁の下流側以降の主蒸気管と独立して設けられる気体導出手段によって、原子炉圧力容器内の気体を気体廃棄物処理系に導出し処理することで、原子炉圧力容器内に放射性物質が堆積しその濃度が上昇するのを抑制することができる。
【００１９】
さらに、前記原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管に設けられ前記原子炉圧力容器からの流体の導出を阻止する逆止手段と、この逆止手段をバイパスして設けられる第２バイパス手段とを具備することを特徴とする。これにより、原子炉圧力容器内に上方から冷却水をスプレイする際の原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管の機能を有しつつ、原子炉圧力容器内の気体を気体廃棄物処理系に移送する場合にはこの原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管の一部を流用することで、系統の簡素化、合理化を図りかつ上記目的を達成することができる。
【００２０】
さらに、前記気体導出手段の前記第１バイパス手段の下流側に設けられる復水器と、この復水器をバイパスして設けられる第３バイパス手段とを具備することを特徴とする。これにより、通常運転時に復水器により実現される水蒸気の冷却凝縮によるタービン効率の改善という機能を有しつつ、原子炉圧力容器内の気体を気体廃棄物処理系に移送する場合にはこの復水器内への放射性物質の流入を阻止するバイパスを行うことで、復水器の周辺については既設の系統を流用することができるから、系統の簡素化、合理化を図りかつ上記目的を達成することができる。
【００２１】
さらに、前記原子炉圧力容器を囲繞する原子炉格納容器のドライウェルと前記原子炉圧力容器内気相部とを連絡する手段を具備することを特徴とする。例えば、原子炉圧力容器ヘッドベント管やあるいは水位計計装配管等を流用して、原子炉圧力容器の内外を連絡させる。これにより、必要に応じてこの手段から原子炉圧力容器気相部内に気体を導入することにより、気体導出手段により原子炉圧力容器気相部に蓄積された放射性物質を効率良く気体廃棄物処理系へと導出することができる。また、必要に応じてこの連絡ルートから原子炉圧力容器内に気体を流入させ原子炉圧力容器内を加圧することで、原子炉圧力容器気相部に蓄積された放射性物質をより効率良く気体廃棄物処理系へと導出することができる。
【００２２】
また、本発明では、原子力発電所の気体処理方法であって、炉心を内包する原子炉圧力容器内の蒸気をタービンへ導出する主蒸気管に設けられた主蒸気隔離弁を閉止する工程と、気体を内部に蓄積する手段および気体を外気に放出する排気筒を有する気体廃棄物処理系と連絡しかつ前記主蒸気管に分岐して配設される主蒸気ドレン配管に設けられた隔離弁を開く工程と、バイパス配管によって前記主蒸気ドレン配管と連絡しかつ前記原子炉圧力容器上部に接続して配設される原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管に設けられた隔離弁を閉止する工程とを有し、前記原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管と前記バイパス配管と前記主蒸気ドレン配管とを介して前記原子炉圧力容器内の気体を前記気体廃棄物処理系に移送することを特徴とする。
【００２３】
この構成により、主蒸気管に設けられた主蒸気隔離弁を閉鎖した状態であっても、既設系統の流用によって原子炉圧力容器内の気体を気体廃棄物処理系に導出し処理することが実現できる。
【００２４】
また、本発明では、原子力発電所の気体処理方法であって、炉心を内包する原子炉圧力容器の原子炉圧力容器上蓋ノズルの上部に設けられ原子炉圧力容器上方から冷却水をスプレイする原子炉圧力容器ヘッドスプレイノズルを前記原子炉圧力容器上蓋ノズルから離脱する工程と、導入部および導出部の少なくとも２端を有する気体移送手段の少なくとも１端を前記原子炉圧力容器を囲繞する原子炉格納容器の外部に設定する工程と、前記原子炉圧力容器上蓋ノズルを介して前記原子炉圧力容器の内部に前記気体移送手段の少なくとも１端を設定する工程とを有することを特徴とする。さらに、前記気体移送手段を介して、気体を内部に蓄積する手段および気体を外気に放出する排気筒を有する気体廃棄物処理系に前記原子炉圧力容器内の気体を移送する工程を有することを特徴とする。
【００２５】
この構成により、主蒸気管に設けられた主蒸気隔離弁を閉鎖した状態であっても、原子炉圧力容器気相部から直接、気体移送手段を介して、原子炉圧力容器内の気体を気体廃棄物処理系に導出し処理することができる。
【００２６】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の実施の形態を図面を参照して説明する。
【００２７】
（第１の実施の形態）
図１は、本発明の第１の実施の形態に係る原子力発電所の気体処理装置の概略系統図である。図５に示した従来の技術と同様の構成については同一符号を付し説明を省略する。
【００２８】
本実施の形態は、従来の原子力発電所の系統に対してバイパス手段を仮設あるいは本設で新たに設けることによって、運転停止時でかつ原子炉を解放する前に主蒸気隔離弁17ａ，17ｂを閉鎖したままで原子炉圧力容器１内に蓄積される気体を気体廃棄物処理系19へ導く構成を実現している。
【００２９】
従来の原子力発電所の系統として、本実施の形態では、主蒸気管９と分岐して設けられる主蒸気ドレン配管９ａを活用する。主蒸気ドレン配管９ａは、主蒸気管９とドライウェル４内で分岐して設けられ、原子炉格納容器５壁との原子炉格納容器貫通部28の上流側すなわちドライウェル４内および下流側すなわち原子炉格納容器５外にそれぞれ隔離弁26ａ，26ｂを有している。また主蒸気ドレン配管９ａは、隔離弁26ｂの下流側では復水器16を介して気体廃棄物処理系19に気体を導くよう構成され、また復水器16の前後に隔離弁27ａ，27ｂをそれぞれ有している。
【００３０】
本実施の形態では、隔離弁14ａ，14ｂ間の原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管８と隔離弁26ａ，26ｂ間の主蒸気ドレン配管９ａとを連絡する第１バイパス配管30を設ける。また、原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管８上の逆止弁13をバイパスして第２バイパス配管29を設ける。また、また、主蒸気ドレン配管９ａ上の復水器16および隔離弁27ａ，27ｂをバイパスする第３バイパス配管31を設ける。
【００３１】
なお、これらのバイパス配管29，30，31は、仮設として以下詳述する原子炉圧力容器１内の気体を外部に放出する際に設けるものとしている。この際、原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管８上で逆止弁13の前後に設けられるフランジ32ａ，32ｂに第２バイパス配管29を設ける。また、主蒸気ドレン配管９ａ上で隔離弁33ａ，33ｂと復水器16の設置位置の前後に設けられるフランジ33ａ，33ｂに第３バイパス配管31を設けることとする。
【００３２】
本実施の形態の作用について説明する。原子炉圧力容器１内に発生し気相部１ａに蓄積された放射性物質は、原子炉圧力容器ヘッドスプレイノズル６を通って原子炉圧力容器１外へ導かれる。この際、通常は逆止弁13の作用により原子炉圧力容器１の内部から外部への流体の移動は抑制されているが、本実施の形態では、第２バイパス配管29を介して逆止弁13をバイパスして原子炉圧力容器１の外部に放射性物質が移行する。
【００３３】
原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管８は図示しない冷却水源と接続しているため、この原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管８内の放射性物質の移行流路を変更する必要がある。よって、原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管８の隔離弁14ａを開とし、隔離弁14ｂを閉とする。また、主蒸気ドレン配管９ａの隔離弁26ａを閉とし、隔離弁26ｂを開とする。これにより、原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管８内の気体は第１バイパス配管30を介して主蒸気ドレン配管９ａ内に移行される。
【００３４】
また、このとき、主蒸気ドレン配管９ａの隔離弁26ｂを開とするとともに隔離弁27ａ，27ｂを閉とする。これにより、主蒸気ドレン配管９ａに導入される気体は、第３バイパス配管31を介して、復水器16をバイパスして気体廃棄物処理系19に導かれる。この気体は、気体廃棄物処理系19において、排ガス再結合器20および復水器21を介して、気体廃棄物処理系ホールドアップ塔22内に導かれ保持された後、放射能が減衰された状態で排気ポンプ23を介して排気筒24により大気に放出される。
【００３５】
この構成により、原子炉圧力容器１の気相部１ａから既存の設備を適用しつつ簡易な構成で気体導出ルートを形成することにより、原子炉圧力容器１内の放射性物質を容易に気体廃棄物処理系19に移行させることができる。特に、主蒸気隔離弁17ａ，17ｂが閉鎖された場合であっても、原子炉圧力容器ヘッドスプレイ系および主蒸気ドレン配管９ａを介して、原子炉圧力容器１内の放射性物質を気体廃棄物処理系19へ導出し処理を行うことができる。
【００３６】
なお、本実施の形態においては、原子炉圧力容器１の上部に設けられる原子炉圧力容器ヘッドベント管７の隔離弁12を開とすることで、原子炉圧力容器１の気相部１ａとドライウェル４とを連絡する気体流路を形成するのが好適である。気体流路を形成することにより、原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管８および上述した各バイパス配管等を介して気体を気体廃棄物処理系19へと導出することがより容易に実現できる。
【００３７】
この原子炉圧力容器ヘッドベント管７による気体流路は、必ずしも必須の構成ではないが、気体廃棄物処理系19の排気ポンプ23の容量等によって決まる気体廃棄物処理系19の吸込能力がさほど高くない場合には特に有効であり、原子炉圧力容器１内の気体が円滑に気体廃棄物処理系19に導出されるための助けとなる。
【００３８】
また、本実施の形態においては、必要に応じて、原子炉圧力容器ヘッドベント管７を通して、外部から原子炉圧力容器１内に気体を移送して原子炉圧力容器１内を加圧する操作を、原子炉圧力容器１内の気体を気体廃棄物処理系19へ導出する過程で並行して行うことも考えられる。原子炉圧力容器１内に気体を移送する方法としては、隔離弁12を常時開として連続的に気体を原子炉圧力容器１内に流入させる方法と、隔離弁12を開として気体を流入させ原子炉圧力容器１内を高圧とした後にいったん隔離弁12を閉じてある程度の気体が気体廃棄物処理系19へ導出されるのを待って再度隔離弁12を開とする方法などがある。これにより、原子炉圧力容器１内の気体状の放射性物質をより早期にかつ確実に気体廃棄物処理系19へと移行させることができる。
【００３９】
あるいは、本実施の形態においては、原子炉圧力容器１内に張られた原子炉冷却水３の水位Ｌを上昇させるあるいは下降させる操作、すなわち原子炉水位制御を並行して行うことも考えられる。原子炉水位制御には、復水補給水系（ＭＵＷＣ）により冷却水３を注入する、あるいは原子炉水浄化系（ＣＵＷ）により冷却水３を排出する方法などがある。これにより、原子炉圧力容器１内の放射性物質をより早期にかつ確実に気体廃棄物処理系19へと移行させることができる。
【００４０】
なお、本実施の形態におけるバイパス配管29，30，31は、ともに、原子炉停止時に、原子炉開放前すなわち原子炉圧力容器１の上蓋を取外す前に原子炉内の気体を処理する設備として仮設で設けることとしたが、例えばこれらのバイパス配管29，30，31のうち少なくとも一つを本設として設けることとしてもよい。また、これらのバイパス配管29，30，31に隔離弁を設ける構成も考えられる。特に、バイパス配管を本設で設ける場合には、通常運転時などバイパス配管を使用しないときにはこのバイパス配管の隔離弁を閉とすることで、必要なときにバイパスを行うことができる。
【００４１】
また、バイパス配管29，30，31を構成する配管の少なくとも一部にホース等の他の気体を移送する手段を適用し、配管の代用とすることも可能である。
【００４２】
さらに、本実施の形態における第３バイパス配管31は、隔離弁27ｂと気体廃棄物処理系19との間でフランジすなわち接続部33ｂにより主蒸気ドレン配管９ａに連絡しているが、第３バイパス配管31の下流側端部と主蒸気ドレン配管９ａとの接続部33ｂの位置としては、図示した場合以外に、例えば、気体廃棄物処理系ホールドアップ塔22上あるいはホールドアップ塔22の入口部、または復水器21の入口部とする構成が考えられる。あるいは、気体廃棄物処理系19に図示しない除湿冷却器を設けた場合にはこの除湿冷却器の入口部に設けるとしてもよい。この場合、隔離弁27ｂは、気体廃棄物処理系19内の接続部33ｂより上流側に配置される弁によって併用する構成としてもよい。
【００４３】
図２は、本実施の形態の変形例に係る原子力発電所の気体処理装置の概略系統図である。図１に示した気体処理装置と同様の構成については同一符号を付し説明を省略する。
【００４４】
図２に示した気体処理装置は、図１に示し上述した構成において、第２バイパス配管29の気体導入側のフランジ32ａの位置を変更している。すなわち、原子炉圧力容器ヘッドスプレイノズル６から原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管８を取外すとともに、原子炉圧力容器ヘッドスプレイノズル６に対して直接フランジ32ａを介して第１バイパス配管29を接続する構成をとっている。すなわち、例えば、図７に示した原子炉ヘッドスプレイノズルフランジ39に直接第２バイパス配管29を接続する。この構成によっても、上述と同様の作用効果を得ることができる。
【００４５】
（第２の実施の形態）
図３は、本発明の第２の実施の形態に係る原子力発電所の気体処理装置の概略系統図である。図１に示した気体処理装置と同様の構成については同一符号を付し説明を省略する。
【００４６】
本実施の形態では、原子炉圧力容器１内の気体を気体廃棄物処理系19へ導くためのバイパス流路として、第１の実施の形態において用いた主蒸気ドレン配管９ａに代えて、かつ原子炉圧力容器１の気相部１ａと接続する原子炉隔離時冷却系配管11と分岐して設けられ、気体廃棄物処理系19と連絡する原子炉隔離時冷却系蒸気ドレン配管11ａを用いている。なお、符号34は、原子炉隔離時冷却系配管11の原子炉格納容器５壁との原子炉格納容器貫通部を示す。
【００４７】
原子炉隔離時冷却系を構成する原子炉隔離時冷却系配管11には、原子炉格納容器５の内部に隔離弁17ａが、外部に隔離弁17ｂ，17ｃが設けられている。また、原子炉隔離時冷却系蒸気ドレン配管11ａは隔離弁17ｂと17ｃの間で原子炉隔離時冷却系配管11に分岐して設けられ、隔離弁17ｄを有し、また復水器16を介して気体廃棄物処理系19に連絡している。復水器16の前後には隔離弁27ａ，27ｂが設けられている。
【００４８】
本実施の形態では、第１の実施の形態で原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管８に設けた第２バイパス配管29を使用する。さらに、第１バイパス配管35が、隔離弁14ａ，14ｂ間の原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管８と、隔離弁17ａ，17ｂ間の原子炉隔離時冷却系蒸気ドレン配管11ａとを連絡するように設けられる。また、第３バイパス配管36が、原子炉隔離時冷却系蒸気ドレン配管11ａ上の復水器16および隔離弁27ａ，27ｂをバイパスするように設けられる。また、第３バイパス配管36は原子炉隔離時冷却系蒸気ドレン配管11ａとフランジ37ａ，37ｂを介して連絡している。
【００４９】
本実施の形態の作用について説明する。原子炉圧力容器１内に発生し気相部１ａに蓄積された放射性物質は、原子炉圧力容器ヘッドスプレイノズル６から原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管８を通り、また第２バイパス配管29を介して逆止弁13をバイパスして、原子炉格納容器１の外部へ移行する。このとき、原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管８の隔離弁14ａを開とし隔離弁14ｂを閉とし、また、原子炉隔離時冷却系配管11の隔離弁17ａ，17ｃを閉として隔離弁17ｂを開とする。また、原子炉隔離時冷却系蒸気ドレン配管11ａの隔離弁17ｄを開とし、復水器16の前後の隔離弁27ａ，27ｂを閉とする。
【００５０】
これにより、原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管８内の気体は第１バイパス配管35を介して原子炉隔離時冷却系配管11内に移行される。また、原子炉隔離時冷却系配管11に導入される気体は、開状態の隔離弁17ｄを介して原子炉隔離時冷却系ベント配管11ａ内に導かれ、また第３バイパス配管36を介して復水器16をバイパスして気体廃棄物処理系19に導かれる。
【００５１】
この構成により、原子炉圧力容器１の気相部１ａから既存の設備を適用しつつ簡易な構成で気体導出ルートを形成することにより、原子炉圧力容器１内の放射性物質を容易に気体廃棄物処理系19に移行させることができる。特に、主蒸気隔離弁17ａ，17ｂおよび原子炉隔離時冷却系配管11の隔離弁17ｃが閉鎖された場合であっても、原子炉圧力容器ヘッドスプレイ系および原子炉隔離時冷却系を介して原子炉圧力容器１内の放射性物質を気体廃棄物処理系19へ導出し処理を行うことができる。
【００５２】
ここで、第１バイパス配管35の下流側端部は、原子炉隔離時冷却系配管11の隔離弁17ａ，17ｂと連絡するよう設定したが、これに限らず、第１バイパス配管35の下流側端部を原子炉隔離時冷却系蒸気ドレン配管11ａに対して直接連絡するように、例えば隔離弁17ｄの直ぐ上流側あるいは下流側に連絡するように設定してもよい。この場合も、上述と同様の作用効果を得ることができる。
【００５３】
なお、本実施の形態においては、原子炉圧力容器１の気相部１ａとドライウェル４とを連絡して設けられている水位計計装配管10を用いて原子炉圧力容器１内の気体の導出を促進させるのが好適である。すなわち、水位計計装配管10に設けられた隔離弁25を開として、気相部１ａからドライウェル４への気体の移行流路を形成することにより、原子炉圧力容器１内の放射性物質を容易に気体廃棄物処理系19へ移行させることができる。
【００５４】
また、本実施の形態においては、原子炉圧力容器１の気相部に設けられドライウェル４と連絡する水位計計装配管10上の隔離弁25を開とすることで、原子炉圧力容器１の気相部とドライウェル４とを連絡する気体流路を形成するのが好適である。気体流路を形成することにより、原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管８および上述した各バイパス配管等を介して気体を気体廃棄物処理系19へと導出することがより容易に実現できる。
【００５５】
この水位計計装配管10は、圧力差によって水位を検出するために設けられるものである。水位計計装配管15の隔離弁25を開とすることで形成される気体流路は、必ずしも必須の構成ではないが、気体廃棄物処理系19の排気ポンプ23の容量等によって決まる気体廃棄物処理系19の吸込能力がさほど高くない場合には特に有効であり、原子炉圧力容器１内の気体が円滑に気体廃棄物処理系19に導出されるための助けとなる。
【００５６】
また、本実施の形態においては、必要に応じて、水位計計装配管10７を通して、外部から原子炉圧力容器１内に気体を移送して原子炉圧力容器１内を加圧する操作を、原子炉圧力容器１内の気体を気体廃棄物処理系19へ導出する過程で並行して行うことも考えられる。
【００５７】
原子炉圧力容器１内に気体を移送する方法としては、隔離弁25を常時開として連続的に気体を原子炉圧力容器１内に流入させる方法と、隔離弁25を開として気体を流入させ原子炉圧力容器１内を高圧とした後にいったん隔離弁25を閉じてある程度の気体が気体廃棄物処理系19へ導出されるのを待って、再度隔離弁25を開とする方法などがある。これにより、原子炉圧力容器１内の気体状の放射性物質をより早期にかつ確実に気体廃棄物処理系19へと移行させることができる。
【００５８】
なお、本実施の形態においては、第１の実施の形態において詳述した構成、例えばバイパス配管を本設とする、第３バイパス配管36と原子炉隔離時冷却系配管11との接続点を変更する、などのさまざまな変形例を考慮することができる。
【００５９】
（第３の実施の形態）
図４は、本発明の第３の実施の形態に係る原子力発電所の気体処理装置の概略系統図である。図１に示した気体処理装置と同様の構成については同一符号を付し説明を省略する。
【００６０】
本実施の形態では、原子炉圧力容器１内の気体を気体廃棄物処理系19へ導くためのバイパス流路として、第１の実施の形態において原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管８および主蒸気ドレン配管９ａを用いて原子炉圧力容器１内の気体を気体廃棄物処理系19に導出していたものを、主蒸気ドレン配管９ａのみを用いて導出する構成としたものである。
【００６１】
すなわち、第１の実施の形態における第１バイパス配管30および第２バイパス配管29を適用することなく、主蒸気ドレン配管９ａの復水器16をバイパスする第３バイパス配管31のみを設ける。
【００６２】
主蒸気管９の隔離弁17ａ，17ｂを閉とするとともに主蒸気ドレン配管９ａの隔離弁26ａおよび26ｂをともに開とする。また、復水器16の上流側および下流側の隔離弁27ａ，27ｂを閉とする。これにより、主蒸気ドレン配管９ａを介して原子炉圧力容器１内の気体が気体廃棄物処理系19に移行される。
【００６３】
本実施の形態によれば、主蒸気管９内の原子炉圧力容器１との接続部付近を放射性物質が流通するという点を除けば、上記第１の実施の形態とほぼ同様の効果を奏する。また、第１の実施の形態と比較して、バイパス配管の物量や設置に要する時間を低減することができる。
【００６４】
さらに、本実施の形態の変形例として、図３に示した原子炉隔離時冷却系を活用して、隔離弁17ａ，17ｂ，17ｄを開とし隔離弁17ｃを閉として、原子炉隔離時冷却系蒸気ドレン配管11ａを介して、原子炉圧力容器１内の気体を直接気体廃棄物処理系19へ導出する構成をとることもできる。この場合は、上記第２の実施の形態とほぼ同様の効果を奏する。また、第２の実施の形態と比較して、バイパス配管の物量や設置に要する時間を低減することができる。
【００６５】
（第４の実施の形態）
図５は、本発明の第４の実施の形態に係る原子力発電所の気体処理装置の主要部を拡大して示した断面図であり、原子炉圧力容器１の上部に位置する原子炉圧力容器上蓋ノズル38の周囲を示している。
【００６６】
本実施の形態は、放射性物質が蓄積される原子炉圧力容器１、気体放射性物質を処理する気体廃棄物処理系19等の設備からなる、図６に示されるような原子力発電所に適用される。
【００６７】
本実施の形態では、図７に示される原子炉圧力容器上蓋ノズル38の上方に配設される原子炉圧力容器ヘッドスプレイノズル６、原子炉圧力容器ヘッドベント管７を取り外して、気体導出ホース40を原子炉圧力容器上蓋ノズル38から直接原子炉圧力容器１の気相部１ａに挿入している。
【００６８】
この気体導出ホース40は仮設として設けられるものであり、図示しない原子炉建屋内オペレーティングフロア、オペレーティングフロア階段部、主蒸気トンネル室内を経由して、原子炉格納容器５の外部、例えばタービン建屋内へ引き回して設けられ、その他端は、気体廃棄物処理系19のホールドアップ塔22入口部配管部に連絡する配管に接続されている。気体導出ホース40の接続部としては、気体廃棄物処理系19のホールドアップ塔22上、ホールドアップ塔22の入口部、気体廃棄物処理系復水器21の入口部、あるいは気体廃棄物処理系19の除湿冷却器の入口部のうちのいずれかとするのが好適である。
【００６９】
本実施の形態による作用について説明する。原子炉圧力容器１内で発生した放射性物質は、原子炉圧力容器ヘッドスプレイノズル６を取り外した後に原子炉圧力容器上蓋ノズル38より原子炉圧力容器１内の気相部１ａに挿入される気体導出ホース40を通って原子炉圧力容器１外へ導出される。気体導出ホース40により原子炉圧力容器１外へ導き出された放射性物質は、最終的には気体廃棄物処理系19のホールドアップ塔22で処理される。
【００７０】
また、本実施の形態の第１変形例として、上述した気体導出ホース40として２つのホースを併設することが考えられる。すなわち、この場合、原子炉圧力容器１内で発生した放射性物質は原子炉圧力容器上蓋ノズル38より原子炉圧力容器１内気相部に挿入される第１の気体導出ホース40を通って原子炉圧力容器１外へ導出される。この場合の第１の気体導出ホース40は、原子炉建屋内オペレーティングフロア、オペレーティングフロア階段部を経由して、主蒸気トンネル室内で原子炉格納容器５の外側に位置する主蒸気ドレン配管９ａに接続するものとする。
【００７１】
第１の気体導出ホース40により原子炉圧力容器１外へ導き出された放射性物質は、第１の気体導出ホース40を通り主蒸気ドレン配管９ａ内に導かれる。ここで、図示しない第２の気体導出ホースは、図１に示される主蒸気ドレン配管９ａに設けられる復水器16をバイパスする手段として設けられる。すなわち、第２の気体導出ホースは、主蒸気ドレン配管９ａの復水器16の上流側に一端が接続され、他端が例えば気体廃棄物処理系19のホールドアップ塔22上あるいはホールドアップ塔22に繋がる配管に接続されるよう設定されるものとする。あるいは、第２の気体導出ホースの下流側の接続部として、気体廃棄物処理系19の復水器21または除湿冷却器の入口部としてもよい。
【００７２】
あるいは、この本実施の形態の第２変形例として、上記本実施の形態の第１変形例における第１の気体導出ホース40の下流側を、原子炉建屋内で原子炉格納容器５の外側に位置する原子炉隔離時冷却系配管11に接続し、かつ、第２の気体導出ホースの上流側を、原子炉隔離時冷却系蒸気ドレン配管11の復水器16の上流側とする構成が考えられる。他の構成は上記第１変形例と同様である。
【００７３】
こうした変形例によっても、上述した本実施の形態と同様の作用を得ることができる。
【００７４】
なお、以上各実施の形態において詳述したそれぞれの構成は、適宜異なる実施の形態で組み合わせて適用することが可能である。
【００７５】
【発明の効果】
以上説明したように本発明によれば、主蒸気隔離弁閉鎖後も、原子炉圧力容器内の放射性物質を気体廃棄物処理系へと容易に導出し連続的に処理することができるから、原子炉圧力容器内の放射性物質の濃度を大気開放可能な濃度とすることができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の第１の実施の形態に係る原子力発電所の気体処理設備の概略系統図である。
【図２】本発明の第１の実施の形態の変形例に係る原子力発電所の気体処理設備の概略系統図である。
【図３】本発明の第２の実施の形態に係る原子力発電所の気体処理設備の概略系統図である。
【図４】本発明の第３の実施の形態に係る原子力発電所の気体処理設備の概略系統図である。
【図５】本発明の第４の実施の形態に係る原子力発電所の気体処理設備のうち原子炉圧力容器上部を拡大して示した断面図である。
【図６】従来の原子力発電所の気体処理設備の概略系統図である。
【図７】従来の原子力発電所の気体処理設備のうち原子炉圧力容器上部を拡大して示した断面図である。
【符号の説明】
１…原子炉圧力容器、１ａ…原子炉圧力容器気相部、２…原子炉炉心、３…原子炉冷却水、４…ドライウェル、５…原子炉格納容器、６…原子炉圧力容器ヘッドスプレイノズル、７…原子炉圧力容器ヘッドベント管、７ａ…原子炉圧力容器ヘッドベント管フランジ、８…原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管、９…主蒸気管、９ａ…主蒸気ドレン配管、10…原子炉水位計計装配管、11…原子炉隔離時冷却系配管、11ａ…原子炉隔離時冷却系蒸気ドレン配管、12，14ａ，14ｂ，17ａ，17ｂ，25，26ａ，26ｂ，27ａ，27ｂ…隔離弁、13…逆止弁、15，18，28，34…原子炉格納容器貫通部、16，21…復水器、19…気体廃棄物処理系、20…排ガス再結合器、22…気体廃棄物処理系ホールドアップ塔、23…排気ポンプ、24…排気筒、29…第２バイパス配管、30，35…第１バイパス配管、31，36…第３バイパス配管、32ａ，32ｂ，33ａ，33ｂ，37ａ，37ｂ…バイパス配管フランジ、38…原子炉圧力容器上蓋ノズル、39…原子炉圧力容器ヘッドスプレイノズルフランジ、40…気体導出ホース。[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
The present invention relates to a gas treatment facility and a gas treatment method for a nuclear power plant that treats radioactive gas waste present in a reactor pressure vessel containing a core.
[0002]
[Prior art]
FIG. 6 is a schematic system diagram of a gas treatment facility of a nuclear power plant provided in a conventional boiling water nuclear power plant. Here, illustration of equipment such as a wet well that contains the suppression pool in the reactor containment vessel is omitted, and only main equipment such as a reactor pressure vessel, a main steam pipe, and a gas waste treatment system are shown.
[0003]
Reactor cooling water 3 exists in the reactor pressure vessel 1 containing the reactor core 2. In the reactor cooling water 3, radioactive gas waste, for example, hydrogen gas or oxygen gas decomposed and generated from the cooling water 3 by neutron irradiation caused by the core 2, is generated together with the reaction. ^Three H, ¹⁶ N, ¹⁹ O, etc., and radioactive noble gases such as Kr and Xe that leak in minute amounts from the fuel rod are present. Nuclear power plants are provided with a gaseous waste treatment system for treating such radioactive gaseous waste.
[0004]
The radioactive gas waste generated in the reactor pressure vessel 1 during normal operation of the nuclear power plant is led to the condenser 16 through the main steam pipe 9 connected to the reactor pressure vessel 1, and then the gas waste Processed by the processing system 19. Reference numeral 18 denotes a reactor containment penetration part with the wall of the reactor containment vessel 5 of the main steam pipe 9. The main steam pipe 9 is provided with main steam isolation valves 17a and 17b on the upstream side and the downstream side of the reactor containment vessel penetration 18 respectively.
[0005]
The gas waste treatment system 19 includes an exhaust gas recombiner 20 that recombines oxygen and hydrogen with a catalyst, and a gas waste that is provided downstream of the exhaust gas recombiner 20 to condense and remove water vapor obtained by recombination. A waste treatment system condenser 21, a gas waste treatment system holdup tower 22 that is provided downstream of the condenser 21 and retains the radioactive gas remaining in the exhaust gas for a long time to attenuate the radioactivity, and the hold The exhaust pipe 24 is provided downstream of the up tower 22 and releases the gas into the atmosphere after the radioactivity is attenuated, and the exhaust pump 23 is provided between the exhaust tower 24 and the hold up tower 22. .
[0006]
In addition to this, a preheater is provided on the upstream side of the recombiner 20 to promote recombination, a dehumidifying cooler is provided on the downstream side of the condenser 21, and the holdup tower 22 is activated carbon type such as Xe. It is also possible to adopt a configuration in which a rare gas is adsorbed on activated carbon or a plurality of hold-up towers 22 are provided. The configuration of such a gas waste treatment system is disclosed in, for example, Japanese Patent Laid-Open No. 2000-98085.
[0007]
FIG. 7 is an enlarged cross-sectional view of the upper portion of the reactor pressure vessel 1 shown in FIG. The surrounding structure of the reactor pressure vessel top nozzle 38 will be described below. A reactor pressure vessel vent system comprising a reactor pressure vessel head vent pipe 7 having an isolation valve 12 for discharging non-condensable gas generated in the reactor pressure vessel 1 by a nuclear reaction from the upper part of the reactor pressure vessel 1. Is provided. Reference numeral 7a denotes a reactor pressure vessel head vent pipe flange.
[0008]
Further, when the boiling water reactor is stopped and cooled, the reactor pressure vessel located above the reactor pressure vessel 1 is used to cool the vapor phase portion 1a of the reactor pressure vessel 1 in the vapor phase. Reactor pressure vessel head spray nozzle 6 that sprays cooling water on gas phase section 1a in reactor pressure vessel 1 provided in upper lid nozzle 38, and reactor pressure vessel head spray that supplies cooling water to head spray nozzle 6 A reactor pressure vessel head cooling system comprising a pipe 8 is provided.
[0009]
Reference numeral 15 denotes a reactor containment vessel penetration portion with the reactor containment vessel 5 wall of the reactor pressure vessel head spray pipe 8. The reactor pressure vessel head spray pipe 8 is provided with a check valve 13 inside the reactor containment vessel 5 and an isolation valve 14a outside the reactor containment vessel 5 through the reactor containment vessel penetration part 15, respectively. The check valve 13 prevents the fluid in the reactor pressure vessel 1 from being led out.
[0010]
The main steam isolation valves 17a and 17b of the main steam pipe 9 are both open during normal operation, and supply steam to a turbine generator (not shown). On the other hand, when the plant is shut down for periodic inspection or the like, the water level of the cooling water 3 in the reactor pressure vessel 1 is raised before the reactor is opened, that is, before the top cover of the reactor pressure vessel 1 is removed. In order to perform water filling, it is necessary to close the main steam isolation valves 17a and 17b on the main steam pipe 9. At this time, since the main steam isolation valves 17a and 17b are closed, the radioactive gas in the reactor pressure vessel 1 cannot be transferred to the gaseous waste treatment system 19 and accumulated in the reactor pressure vessel 1. It becomes.
[0011]
When a normal plant is shut down, the amount of radioactive material in the gas accumulated in this way is very small. However, when the plant is shut down with fuel leakage, the amount of radioactive material generated is larger than that in the normal case. Therefore, the main steam isolation valves 17a and 17b are closed until the reactor is opened. A relatively large amount of radioactive material accumulates in the reactor pressure vessel 1. Therefore, after holding the reactor until the accumulated radioactive material is released to the extent that there is no effect, that is, until the radioactive material concentration is sufficiently low over a certain period of time, the reactor is opened, that is, The upper lid of the reactor pressure vessel 1 is removed.
[0012]
Further, a reactor isolation cooling system pipe (not shown) is arranged in connection with the gas phase portion 1a of the reactor pressure vessel 1 and in communication with the gas waste treatment system 19. The reactor isolation cooling system having this reactor isolation cooling system piping supplies the cooling water 3 into the reactor pressure vessel 1 when the normal heat removal function by the turbine or condenser is lost. It functions as a facility to remove the decay heat.
[0013]
[Problems to be solved by the invention]
Radioactive materials generated from nuclear reactor fuel in nuclear power plants are continuously processed by the gaseous waste treatment system 19 during normal operation, and the concentration of radioactive materials in the gas is within the allowable range that can be released to the atmosphere. It is constantly changing. On the other hand, when there is a fuel leak such as fuel breakage, the main steam isolation valves 17a and 17b are closed, the top cover of the reactor pressure vessel 1 is opened, and the radioactive material in the gas accumulated in the reactor pressure vessel 1 is removed. If it is attempted to release to the atmosphere at once, the concentration of radioactive material may increase to a level close to an allowable range that allows release to the atmosphere.
[0014]
If this radioactive substance concentration exceeds the allowable range, it cannot be released into the atmosphere, and it is necessary to wait for the release until the concentration decreases. Therefore, after closing the main steam isolation valves 17a and 17b, it is important to realize a configuration in which radioactive substances are not accumulated in the reactor pressure vessel 1 beyond a certain level.
[0015]
The present invention has been made in view of such circumstances, and its purpose is to reduce the standby time required for opening the reactor for releasing gas into the atmosphere even after the main steam isolation valve is closed. By continuously treating the radioactive material in the pressure vessel, the concentration of the radioactive material is lowered to a level at which the gas can be released into the atmosphere when the reactor is opened.
[0016]
[Means for Solving the Problems]
In order to achieve the above object, in the present invention, a reactor pressure vessel head spray pipe for supplying cooling water to a reactor pressure vessel head spray nozzle provided at an upper portion of a reactor pressure vessel containing a core, and the reactor A main steam pipe for leading the steam in the pressure vessel to the turbine, a gas waste treatment system having a means for accumulating gas inside and an exhaust pipe for releasing the gas to the outside, and a branch to the main steam pipe In a gas treatment facility of a nuclear power plant comprising a main steam drain pipe communicating with the gas waste treatment system, the reactor pressure vessel head spray pipe and the main steam drain pipe are supplied to the gas in the reactor pressure vessel. And a gas deriving unit for deriving the gas to the gaseous waste treatment system. Further, the gas deriving means includes a first bypass means for connecting the reactor pressure vessel head spray pipe and the main steam drain pipe.
[0017]
Further, in the present invention, a reactor pressure vessel head spray pipe for supplying cooling water to a reactor pressure vessel head spray nozzle provided at an upper portion of the reactor pressure vessel containing the core, means for accumulating gas inside, and A gas waste treatment system having an exhaust cylinder for releasing gas to the outside air, a reactor isolation cooling system pipe, and a reactor that branches off the reactor isolation cooling system pipe and communicates with the gas waste treatment system In a gas processing facility of a nuclear power plant having a reactor isolation cooling system having an isolation cooling system steam drain pipe, gas in the reactor pressure vessel is supplied to the reactor pressure vessel head spray piping and the reactor isolation. A gas deriving means for deriving the gas waste treatment system through a time cooling system is provided. Further, the gas deriving means includes first bypass means for communicating the reactor pressure vessel head spray piping with either the reactor isolation cooling system piping or the reactor isolation cooling system steam drain piping. It is characterized by that.
[0018]
With this configuration, even when the main steam isolation valve provided in the main steam pipe is closed, the reactor pressure is reduced by the gas outlet means provided independently of the main steam pipe downstream from the main steam isolation valve. By deriving and processing the gas in the vessel to the gaseous waste treatment system, it is possible to suppress the deposition of radioactive substances in the reactor pressure vessel and increase in the concentration thereof.
[0019]
And a non-return means provided in the reactor pressure vessel head spray pipe for preventing the fluid from being discharged from the reactor pressure vessel, and a second bypass means provided by bypassing the non-return means. It is characterized by. As a result, when the gas in the reactor pressure vessel is transferred to the gaseous waste treatment system while having the function of the reactor pressure vessel head spray piping when spraying the cooling water from above into the reactor pressure vessel. By diverting a part of the reactor pressure vessel head spray piping, the system can be simplified and rationalized and the above object can be achieved.
[0020]
Furthermore, the condenser comprises a condenser provided downstream of the first bypass means of the gas deriving means, and third bypass means provided by bypassing the condenser. As a result, when the gas in the reactor pressure vessel is transferred to the gaseous waste treatment system while having the function of improving the turbine efficiency by cooling and condensing the steam realized by the condenser during normal operation, By bypassing the inflow of radioactive materials into the water tank, the existing system can be diverted around the condenser, so the system is simplified and streamlined and the above objective is achieved. be able to.
[0021]
The reactor pressure vessel further includes means for communicating a dry well of a containment vessel surrounding the reactor pressure vessel with a gas phase portion in the reactor pressure vessel. For example, a reactor pressure vessel head vent pipe or a water level instrumentation pipe is used to communicate the inside and outside of the reactor pressure vessel. As a result, by introducing gas into the reactor pressure vessel gas phase part from this means as necessary, the radioactive substance accumulated in the reactor pressure vessel gas phase part by the gas deriving means can be efficiently removed from the gas waste treatment system. Can be derived. In addition, if necessary, gas is introduced into the reactor pressure vessel from this communication route and the inside of the reactor pressure vessel is pressurized, so that radioactive materials accumulated in the gas phase part of the reactor pressure vessel can be disposed of more efficiently. It can be derived into a material processing system.
[0022]
Further, in the present invention, a gas processing method for a nuclear power plant, the step of closing a main steam isolation valve provided in a main steam pipe for leading steam in a reactor pressure vessel containing a core to a turbine; An isolation valve provided in a main steam drain pipe connected to a gas waste treatment system having a means for accumulating gas inside and an exhaust cylinder for releasing the gas to the outside and branched to the main steam pipe Opening process, A step of closing an isolation valve provided in a reactor pressure vessel head spray piping which is connected to the main steam drain piping by a bypass piping and connected to the upper portion of the reactor pressure vessel; Have The reactor pressure vessel head spray piping and the bypass piping; Main steam drain pipe When The gas in the reactor pressure vessel is transferred to the gaseous waste treatment system via
[0023]
With this configuration, even when the main steam isolation valve provided in the main steam pipe is closed, the gas in the reactor pressure vessel can be led to the gas waste treatment system for processing by diverting the existing system. it can.
[0024]
Further, in the present invention, there is provided a gas processing method for a nuclear power plant, in which a reactor is provided for spraying cooling water from above a reactor pressure vessel provided at an upper part of a reactor pressure vessel upper cover nozzle of a reactor pressure vessel containing a core. A reactor containment vessel that surrounds the reactor pressure vessel with at least one end of a gas transfer means having a step of detaching the pressure vessel head spray nozzle from the reactor pressure vessel upper cover nozzle and at least two ends of an introduction part and a lead-out part And a step of setting at least one end of the gas transfer means inside the reactor pressure vessel through the reactor pressure vessel upper cover nozzle. And a step of transferring the gas in the reactor pressure vessel to the gas waste treatment system having a means for accumulating gas inside and an exhaust cylinder for releasing the gas to outside air via the gas transfer means. Features.
[0025]
With this configuration, even in the state where the main steam isolation valve provided in the main steam pipe is closed, the gas in the reactor pressure vessel is gasified directly from the gas phase portion of the reactor pressure vessel via the gas transfer means. It can be derived and processed in a waste treatment system.
[0026]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
Hereinafter, embodiments of the present invention will be described with reference to the drawings.
[0027]
(First embodiment)
FIG. 1 is a schematic system diagram of a gas processing apparatus for a nuclear power plant according to a first embodiment of the present invention. The same components as those of the conventional technique shown in FIG.
[0028]
In the present embodiment, the main steam isolation valves 17a and 17b are provided at the time of shutdown and before the reactor is released by providing a bypass means for the conventional nuclear power plant system temporarily or newly installed. The structure which guide | induces the gas accumulate | stored in the reactor pressure vessel 1 to the gaseous waste treatment system 19 with closed is realized.
[0029]
In the present embodiment, a main steam drain pipe 9 a that is branched from the main steam pipe 9 is used as a conventional nuclear power plant system. The main steam drain pipe 9a is provided to be branched in the main steam pipe 9 and the dry well 4, and upstream of the reactor containment vessel penetration portion 28 with the reactor containment vessel 5 wall, that is, in the dry well 4 and downstream, that is, Isolation valves 26a and 26b are provided outside the reactor containment vessel 5, respectively. The main steam drain pipe 9a is configured to guide gas to the gaseous waste treatment system 19 via the condenser 16 on the downstream side of the isolation valve 26b, and the isolation valves 27a and 27b are provided before and after the condenser 16, respectively. Each has.
[0030]
In the present embodiment, a first bypass pipe 30 is provided to connect the reactor pressure vessel head spray pipe 8 between the isolation valves 14a and 14b and the main steam drain pipe 9a between the isolation valves 26a and 26b. Further, a second bypass pipe 29 is provided by bypassing the check valve 13 on the reactor pressure vessel head spray pipe 8. Further, a third bypass pipe 31 is provided to bypass the condenser 16 and the isolation valves 27a and 27b on the main steam drain pipe 9a.
[0031]
Note that these bypass pipes 29, 30, and 31 are provided when the gas in the reactor pressure vessel 1, which will be described in detail below, is released to the outside as a temporary installation. At this time, the second bypass pipe 29 is provided on the flanges 32a and 32b provided before and after the check valve 13 on the reactor pressure vessel head spray pipe 8. Further, the third bypass pipe 31 is provided on the flanges 33a and 33b provided before and after the installation positions of the isolation valves 33a and 33b and the condenser 16 on the main steam drain pipe 9a.
[0032]
The operation of the present embodiment will be described. The radioactive material generated in the reactor pressure vessel 1 and accumulated in the gas phase portion 1a is led out of the reactor pressure vessel 1 through the reactor pressure vessel head spray nozzle 6. At this time, the movement of the fluid from the inside of the reactor pressure vessel 1 to the outside is normally suppressed by the action of the check valve 13, but in this embodiment, the check valve is connected via the second bypass pipe 29. Bypassing 13, the radioactive material is transferred to the outside of the reactor pressure vessel 1.
[0033]
Since the reactor pressure vessel head spray pipe 8 is connected to a cooling water source (not shown), it is necessary to change the transition flow path of the radioactive substance in the reactor pressure vessel head spray pipe 8. Therefore, the isolation valve 14a of the reactor pressure vessel head spray pipe 8 is opened and the isolation valve 14b is closed. Further, the isolation valve 26a of the main steam drain pipe 9a is closed and the isolation valve 26b is opened. As a result, the gas in the reactor pressure vessel head spray pipe 8 is transferred into the main steam drain pipe 9 a via the first bypass pipe 30.
[0034]
At this time, the isolation valve 26b of the main steam drain pipe 9a is opened and the isolation valves 27a and 27b are closed. Thereby, the gas introduced into the main steam drain pipe 9 a is led to the gas waste treatment system 19 by bypassing the condenser 16 via the third bypass pipe 31. In the gas waste treatment system 19, this gas is introduced into the gas waste treatment system holdup tower 22 via the exhaust gas recombiner 20 and the condenser 21, and then the radioactivity is attenuated. In the state, it is discharged into the atmosphere by the exhaust cylinder 24 via the exhaust pump 23.
[0035]
With this configuration, by forming a gas derivation route with a simple configuration while applying existing equipment from the gas phase portion 1a of the reactor pressure vessel 1, the radioactive material in the reactor pressure vessel 1 can be easily disposed of as gas waste. The processing system 19 can be transferred. In particular, even when the main steam isolation valves 17a and 17b are closed, the radioactive material in the reactor pressure vessel 1 is treated as a gas waste through the reactor pressure vessel head spray system and the main steam drain pipe 9a. It can be derived to the system 19 for processing.
[0036]
In the present embodiment, the isolation valve 12 of the reactor pressure vessel head vent pipe 7 provided at the upper portion of the reactor pressure vessel 1 is opened, so that the gas phase portion 1a of the reactor pressure vessel 1 and the dry section are dry. It is preferable to form a gas flow path that communicates with the well 4. By forming the gas flow path, the gas can be more easily led out to the gas waste treatment system 19 via the reactor pressure vessel head spray pipe 8 and the bypass pipes described above.
[0037]
The gas flow path by the reactor pressure vessel head vent pipe 7 is not necessarily an essential structure, but the suction capacity of the gas waste treatment system 19 determined by the capacity of the exhaust pump 23 of the gas waste treatment system 19 is so high. This is particularly effective when not present, and helps the gas in the reactor pressure vessel 1 to be smoothly led to the gaseous waste treatment system 19.
[0038]
In the present embodiment, if necessary, an operation of transferring gas from the outside to the reactor pressure vessel 1 through the reactor pressure vessel head vent pipe 7 to pressurize the reactor pressure vessel 1 is performed. It is conceivable to carry out in parallel with the process of deriving the gas in the reactor pressure vessel 1 to the gaseous waste treatment system 19. As a method of transferring gas into the reactor pressure vessel 1, there are a method in which the isolation valve 12 is normally opened and gas is continuously flowed into the reactor pressure vessel 1, and a method in which the isolation valve 12 is opened and gas is allowed to flow in. There is a method of closing the isolation valve 12 once the pressure inside the furnace pressure vessel 1 is increased, and waiting for a certain amount of gas to be led to the gaseous waste treatment system 19 and then opening the isolation valve 12 again. Thereby, the gaseous radioactive substance in the reactor pressure vessel 1 can be transferred to the gaseous waste treatment system 19 earlier and reliably.
[0039]
Alternatively, in the present embodiment, it is also conceivable to perform an operation for raising or lowering the water level L of the reactor cooling water 3 stretched in the reactor pressure vessel 1, that is, performing reactor water level control in parallel. The reactor water level control includes a method of injecting the cooling water 3 by a condensate makeup water system (MUWC) or discharging the cooling water 3 by a reactor water purification system (CUW). Thereby, the radioactive substance in the reactor pressure vessel 1 can be transferred to the gaseous waste treatment system 19 earlier and reliably.
[0040]
The bypass pipes 29, 30, and 31 in the present embodiment are all temporarily installed as equipment for treating the gas in the reactor before the reactor is opened, that is, before the top cover of the reactor pressure vessel 1 is removed when the reactor is shut down. However, for example, at least one of these bypass pipes 29, 30, and 31 may be provided as the main installation. A configuration in which isolation valves are provided in these bypass pipes 29, 30, and 31 is also conceivable. In particular, when the bypass pipe is provided in the main installation, when the bypass pipe is not used during normal operation, the bypass valve can be closed when necessary by closing the isolation valve of the bypass pipe.
[0041]
Further, it is possible to use a means for transferring other gas such as a hose to at least a part of the pipes constituting the bypass pipes 29, 30, and 31 to substitute for the pipes.
[0042]
Further, the third bypass pipe 31 in the present embodiment communicates with the main steam drain pipe 9a between the isolation valve 27b and the gaseous waste treatment system 19 through the flange, that is, the connecting portion 33b. The position of the connecting portion 33b between the downstream end of 31 and the main steam drain pipe 9a is, for example, on the gas waste treatment system holdup tower 22 or the inlet of the holdup tower 22, A configuration that serves as an inlet of the condenser 21 is conceivable. Alternatively, when a dehumidifying cooler (not shown) is provided in the gas waste treatment system 19, it may be provided at the inlet of the dehumidifying cooler. In this case, the isolation valve 27b may be configured to be used in combination by a valve disposed on the upstream side of the connection portion 33b in the gaseous waste treatment system 19.
[0043]
FIG. 2 is a schematic system diagram of a gas processing apparatus for a nuclear power plant according to a modification of the present embodiment. The same components as those in the gas processing apparatus shown in FIG.
[0044]
The gas processing apparatus shown in FIG. 2 changes the position of the flange 32a on the gas introduction side of the second bypass pipe 29 in the configuration shown in FIG. That is, a configuration in which the reactor pressure vessel head spray pipe 8 is removed from the reactor pressure vessel head spray nozzle 6 and the first bypass pipe 29 is directly connected to the reactor pressure vessel head spray nozzle 6 via the flange 32a. I'm taking it. That is, for example, the second bypass pipe 29 is directly connected to the reactor head spray nozzle flange 39 shown in FIG. Also with this configuration, the same effects as described above can be obtained.
[0045]
(Second Embodiment)
FIG. 3 is a schematic system diagram of a gas processing apparatus of a nuclear power plant according to the second embodiment of the present invention. The same components as those in the gas processing apparatus shown in FIG.
[0046]
In this embodiment, instead of the main steam drain pipe 9a used in the first embodiment, as a bypass flow path for guiding the gas in the reactor pressure vessel 1 to the gaseous waste treatment system 19, The reactor isolation cooling system piping 11a is connected to the gas phase section 1a of the reactor pressure vessel 1 and branched from the reactor isolation cooling system piping 11 and communicates with the gas waste treatment system 19. . Reference numeral 34 represents a reactor containment vessel penetration portion with the reactor containment vessel 5 wall of the reactor isolation cooling system pipe 11.
[0047]
In the reactor isolation cooling system pipe 11 constituting the reactor isolation cooling system, an isolation valve 17a is provided inside the reactor containment vessel 5, and isolation valves 17b and 17c are provided outside. Further, the reactor isolation cooling system steam drain pipe 11a is provided to branch to the reactor isolation cooling system pipe 11 between the isolation valves 17b and 17c, has an isolation valve 17d, and passes through the condenser 16. To the gaseous waste treatment system 19. Isolation valves 27 a and 27 b are provided before and after the condenser 16.
[0048]
In the present embodiment, the second bypass pipe 29 provided in the reactor pressure vessel head spray pipe 8 in the first embodiment is used. Further, a first bypass pipe 35 is provided to communicate the reactor pressure vessel head spray pipe 8 between the isolation valves 14a and 14b and the reactor isolation cooling system steam drain pipe 11a between the isolation valves 17a and 17b. It is done. A third bypass pipe 36 is provided so as to bypass the condenser 16 and the isolation valves 27a and 27b on the reactor isolation cooling system steam drain pipe 11a. The third bypass pipe 36 communicates with the reactor isolation cooling system steam drain pipe 11a through flanges 37a and 37b.
[0049]
The operation of the present embodiment will be described. The radioactive material generated in the reactor pressure vessel 1 and accumulated in the gas phase section 1 a passes from the reactor pressure vessel head spray nozzle 6 through the reactor pressure vessel head spray pipe 8 and through the second bypass pipe 29. The check valve 13 is bypassed and the reactor vessel 1 is moved to the outside. At this time, the isolation valve 14a of the reactor pressure vessel head spray pipe 8 is opened and the isolation valve 14b is closed, and the isolation valves 17a and 17c of the reactor isolation cooling system pipe 11 are closed and the isolation valve 17b is opened. To do. Further, the isolation valve 17d of the cooling system steam drain pipe 11a at the time of reactor isolation is opened, and the isolation valves 27a and 27b before and after the condenser 16 are closed.
[0050]
As a result, the gas in the reactor pressure vessel head spray pipe 8 is transferred into the reactor isolation cooling system pipe 11 via the first bypass pipe 35. Further, the gas introduced into the reactor isolation cooling system pipe 11 is led into the reactor isolation cooling system vent pipe 11a through the open isolation valve 17d, and is recovered through the third bypass pipe 36. The water device 16 is bypassed and guided to the gaseous waste treatment system 19.
[0051]
With this configuration, by forming a gas derivation route with a simple configuration while applying existing equipment from the gas phase portion 1a of the reactor pressure vessel 1, the radioactive material in the reactor pressure vessel 1 can be easily disposed of as gas waste. The processing system 19 can be transferred. In particular, even when the main steam isolation valves 17a and 17b and the isolation valve 17c of the reactor isolation cooling system pipe 11 are closed, the atoms are connected via the reactor pressure vessel head spray system and the reactor isolation cooling system. The radioactive material in the furnace pressure vessel 1 can be led to the gaseous waste treatment system 19 for processing.
[0052]
Here, the downstream end of the first bypass pipe 35 is set to communicate with the isolation valves 17a and 17b of the reactor isolation cooling system pipe 11, but not limited thereto, the downstream side of the first bypass pipe 35 is not limited thereto. For example, the end portion may be set so as to be in direct contact with the cooling system steam drain pipe 11a at the time of reactor isolation, for example, to be connected to the upstream or downstream side of the isolation valve 17d. In this case, the same effect as described above can be obtained.
[0053]
In the present embodiment, the gas in the reactor pressure vessel 1 is measured using a water level instrumentation pipe 10 provided in communication between the gas phase portion 1a of the reactor pressure vessel 1 and the dry well 4. It is preferred to facilitate derivation. That is, the isolation valve 25 provided in the water level instrumentation pipe 10 is opened to form a gas flow path from the gas phase portion 1a to the dry well 4, thereby reducing the radioactive material in the reactor pressure vessel 1. It can be easily transferred to the gaseous waste treatment system 19.
[0054]
In the present embodiment, the reactor pressure vessel 1 is opened by opening the isolation valve 25 on the water level instrumentation pipe 10 provided in the gas phase portion of the reactor pressure vessel 1 and communicating with the dry well 4. It is preferable to form a gas flow path connecting the gas phase portion of the gas and the dry well 4. By forming the gas flow path, the gas can be more easily led out to the gas waste treatment system 19 via the reactor pressure vessel head spray pipe 8 and the bypass pipes described above.
[0055]
The water level instrumentation pipe 10 is provided for detecting the water level by a pressure difference. The gas flow path formed by opening the isolation valve 25 of the water level instrumentation pipe 15 is not necessarily an essential component, but the gas waste determined by the capacity of the exhaust pump 23 of the gas waste treatment system 19 etc. This is particularly effective when the suction capacity of the treatment system 19 is not so high, and helps the gas in the reactor pressure vessel 1 be smoothly led to the gaseous waste treatment system 19.
[0056]
In the present embodiment, the operation of transferring the gas from the outside into the reactor pressure vessel 1 through the water level instrumentation pipe 107 and pressurizing the inside of the reactor pressure vessel 1 is performed as necessary. It is also conceivable to carry out in parallel with the process of deriving the gas in the pressure vessel 1 to the gaseous waste treatment system 19.
[0057]
As a method of transferring gas into the reactor pressure vessel 1, there are a method in which the isolation valve 25 is normally opened and gas is continuously flowed into the reactor pressure vessel 1, and a method in which the isolation valve 25 is opened and gas is allowed to flow in. There is a method of closing the isolation valve 25 once the pressure inside the furnace pressure vessel 1 is increased, waiting for a certain amount of gas to be led out to the gaseous waste treatment system 19, and opening the isolation valve 25 again. Thereby, the gaseous radioactive substance in the reactor pressure vessel 1 can be transferred to the gaseous waste treatment system 19 earlier and reliably.
[0058]
In the present embodiment, the connection point between the third bypass pipe 36 and the reactor isolation cooling system pipe 11 is changed, with the configuration detailed in the first embodiment, for example, a bypass pipe as a main installation. Various modifications can be considered.
[0059]
(Third embodiment)
FIG. 4 is a schematic system diagram of a gas processing apparatus of a nuclear power plant according to the third embodiment of the present invention. The same components as those in the gas processing apparatus shown in FIG.
[0060]
In the present embodiment, the reactor pressure vessel head spray pipe 8 and the main steam drain pipe in the first embodiment are used as bypass flow paths for guiding the gas in the reactor pressure vessel 1 to the gaseous waste treatment system 19. 9a is used to derive the gas in the reactor pressure vessel 1 to the gas waste treatment system 19 using only the main steam drain pipe 9a.
[0061]
That is, only the third bypass pipe 31 that bypasses the condenser 16 of the main steam drain pipe 9a is provided without applying the first bypass pipe 30 and the second bypass pipe 29 in the first embodiment.
[0062]
The isolation valves 17a and 17b of the main steam pipe 9 are closed and the isolation valves 26a and 26b of the main steam drain pipe 9a are both opened. Further, the isolation valves 27a and 27b on the upstream side and the downstream side of the condenser 16 are closed. Thereby, the gas in the reactor pressure vessel 1 is transferred to the gaseous waste treatment system 19 via the main steam drain pipe 9a.
[0063]
According to the present embodiment, the same effects as those of the first embodiment are obtained except that the radioactive material flows in the vicinity of the connection portion with the reactor pressure vessel 1 in the main steam pipe 9. . In addition, the amount of bypass piping and the time required for installation can be reduced compared to the first embodiment.
[0064]
Further, as a modification of the present embodiment, the reactor isolation cooling system shown in FIG. 3 is utilized to open the isolation valves 17a, 17b, and 17d and close the isolation valve 17c. It is also possible to adopt a configuration in which the gas in the reactor pressure vessel 1 is directly led to the gaseous waste treatment system 19 via the steam drain pipe 11a. In this case, substantially the same effect as the second embodiment is obtained. In addition, the amount of bypass piping and the time required for installation can be reduced as compared with the second embodiment.
[0065]
(Fourth embodiment)
FIG. 5 is an enlarged cross-sectional view showing the main part of a gas treatment apparatus for a nuclear power plant according to the fourth embodiment of the present invention, and a reactor pressure vessel located at the upper part of the reactor pressure vessel 1. The periphery of the upper lid nozzle 38 is shown.
[0066]
The present embodiment is applied to a nuclear power plant as shown in FIG. 6, which includes a reactor pressure vessel 1 in which radioactive substances are accumulated, a gas waste treatment system 19 for treating gaseous radioactive substances, and the like. .
[0067]
In the present embodiment, the reactor pressure vessel head spray nozzle 6 and the reactor pressure vessel head vent pipe 7 disposed above the reactor pressure vessel top cover nozzle 38 shown in FIG. Is directly inserted into the gas phase portion 1a of the reactor pressure vessel 1 from the reactor pressure vessel upper lid nozzle 38.
[0068]
This gas lead-out hose 40 is provided as a temporary structure, and passes through the reactor building operating floor, the operating floor staircase, and the main steam tunnel chamber (not shown) to the outside of the reactor containment vessel 5, for example, the turbine building. The other end of the gas waste treatment system 19 is connected to a pipe communicating with the pipe section of the inlet section of the holdup tower 22. As the connection part of the gas outlet hose 40, the hold-up tower 22 of the gas waste treatment system 19, the inlet part of the hold-up tower 22, the inlet part of the gas waste treatment system condenser 21, or the gas waste treatment system Any one of the inlet portions of the 19 dehumidifying coolers is preferable.
[0069]
The effect | action by this Embodiment is demonstrated. The radioactive material generated in the reactor pressure vessel 1 is derived from the gas that is inserted into the gas phase portion 1a in the reactor pressure vessel 1 from the reactor pressure vessel upper cover nozzle 38 after the reactor pressure vessel head spray nozzle 6 is removed. It is led out of the reactor pressure vessel 1 through the hose 40. The radioactive material led out of the reactor pressure vessel 1 by the gas outlet hose 40 is finally processed in the hold-up tower 22 of the gas waste processing system 19.
[0070]
Further, as a first modification of the present embodiment, it is conceivable to provide two hoses as the gas outlet hose 40 described above. That is, in this case, the radioactive material generated in the reactor pressure vessel 1 passes through the first gas outlet hose 40 inserted into the gas phase portion in the reactor pressure vessel 1 from the reactor pressure vessel upper lid nozzle 38, and the reactor pressure. It is led out of the container 1. The first gas lead-out hose 40 in this case is connected to the main steam drain pipe 9a located outside the reactor containment vessel 5 in the main steam tunnel room via the reactor building operating floor and the operating floor staircase. It shall be.
[0071]
The radioactive material led out of the reactor pressure vessel 1 by the first gas lead-out hose 40 is led through the first gas lead-out hose 40 into the main steam drain pipe 9a. Here, the second gas outlet hose (not shown) is provided as means for bypassing the condenser 16 provided in the main steam drain pipe 9a shown in FIG. That is, one end of the second gas outlet hose is connected to the upstream side of the condenser 16 of the main steam drain pipe 9a, and the other end is, for example, on the hold-up tower 22 of the gas waste treatment system 19 or the hold-up tower 22 It shall be set so that it may be connected to piping connected to. Or it is good also as an inlet part of the condenser 21 of the gas waste processing system 19, or a dehumidification cooler as a connection part of the downstream of a 2nd gas derivation hose.
[0072]
Alternatively, as a second modification of the present embodiment, the downstream side of the first gas lead-out hose 40 in the first modification of the present embodiment is placed outside the reactor containment vessel 5 in the reactor building. It is considered to be connected to the reactor isolation cooling system piping 11 and the upstream side of the second gas outlet hose is upstream of the condenser 16 of the reactor isolation cooling system steam drain piping 11 It is done. Other configurations are the same as those of the first modified example.
[0073]
Also by such a modification, the same effect as the above-described embodiment can be obtained.
[0074]
Note that the configurations described in detail in the above embodiments can be applied in combination with different embodiments as appropriate.
[0075]
【The invention's effect】
As described above, according to the present invention, even after the main steam isolation valve is closed, the radioactive material in the reactor pressure vessel can be easily led out to the gas waste treatment system and continuously processed. The concentration of the radioactive substance in the furnace pressure vessel can be set to a concentration that can be opened to the atmosphere.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a schematic system diagram of a gas processing facility of a nuclear power plant according to a first embodiment of the present invention.
FIG. 2 is a schematic system diagram of a gas treatment facility for a nuclear power plant according to a modification of the first embodiment of the present invention.
FIG. 3 is a schematic system diagram of a gas processing facility of a nuclear power plant according to a second embodiment of the present invention.
FIG. 4 is a schematic system diagram of a gas treatment facility for a nuclear power plant according to a third embodiment of the present invention.
FIG. 5 is an enlarged cross-sectional view showing an upper part of a reactor pressure vessel in a gas treatment facility of a nuclear power plant according to a fourth embodiment of the present invention.
FIG. 6 is a schematic system diagram of a conventional gas treatment facility of a nuclear power plant.
FIG. 7 is an enlarged cross-sectional view of an upper part of a reactor pressure vessel in a conventional gas treatment facility of a nuclear power plant.
[Explanation of symbols]
DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Reactor pressure vessel, 1a ... Reactor pressure vessel gas phase part, 2 ... Reactor core, 3 ... Reactor cooling water, 4 ... Dry well, 5 ... Reactor containment vessel, 6 ... Reactor pressure vessel head spray Nozzle, 7 ... Reactor pressure vessel head vent pipe, 7a ... Reactor pressure vessel head vent pipe flange, 8 ... Reactor pressure vessel head spray pipe, 9 ... Main steam pipe, 9a ... Main steam drain pipe, 10 ... Reactor Water level instrumentation piping, 11 ... Reactor isolation cooling system piping, 11a ... Reactor isolation cooling system steam drain piping, 12, 14a, 14b, 17a, 17b, 25, 26a, 26b, 27a, 27b ... Isolation valve , 13: Check valve, 15, 18, 28, 34 ... Reactor containment penetration part, 16, 21 ... Condenser, 19 ... Gas waste treatment system, 20 ... Exhaust gas recombiner, 22 ... Gas waste Processing system hold-up tower, 23 ... exhaust pump, 24 ... exhaust cylinder, 29 ... second bypass piping, 30, 35 ... first buy , Piping, 31, 36 ... third bypass piping, 32a, 32b, 33a, 33b, 37a, 37b ... bypass piping flange, 38 ... reactor pressure vessel top nozzle, 39 ... reactor pressure vessel head spray nozzle flange, 40 ... Gas outlet hose.

Claims

A reactor pressure vessel head spray pipe for supplying cooling water to a reactor pressure vessel head spray nozzle provided at an upper part of the reactor pressure vessel containing the reactor core, and a main for leading the steam in the reactor pressure vessel to the turbine A gas waste treatment system having a steam pipe, means for accumulating gas inside and an exhaust cylinder for releasing the gas to the outside air, and main steam that branches from the main steam pipe and communicates with the gas waste treatment system In a gas treatment facility of a nuclear power plant equipped with a drain pipe,
A nuclear power plant comprising gas deriving means for deriving the gas in the reactor pressure vessel to the gas waste treatment system through the reactor pressure vessel head spray piping and the main steam drain piping. Gas processing equipment.

2. The gas processing facility for a nuclear power plant according to claim 1, wherein the gas deriving unit includes a first bypass unit that communicates the reactor pressure vessel head spray pipe with the main steam drain pipe.

Reactor pressure vessel head spray piping for supplying cooling water to the reactor pressure vessel head spray nozzle provided at the upper part of the reactor pressure vessel containing the core, means for accumulating gas inside, and discharging the gas to the outside A gas waste treatment system having an exhaust stack, a reactor isolation cooling system pipe, and a reactor isolation cooling system steam drain that is branched from the reactor isolation cooling system pipe and communicates with the gas waste treatment system In a gas treatment facility of a nuclear power plant equipped with a reactor isolation cooling system having piping,
Nuclear power generation comprising gas deriving means for deriving the gas in the reactor pressure vessel to the gas waste treatment system via the reactor pressure vessel head spray piping and the reactor isolation cooling system Gas processing facility.

The gas deriving unit includes a first bypass unit that communicates the reactor pressure vessel head spray piping with either the reactor isolation cooling system piping or the reactor isolation cooling system steam drain piping. The gas treatment facility for a nuclear power plant according to claim 3,

And a non-return device provided in the reactor pressure vessel head spray pipe for preventing the fluid from being discharged from the reactor pressure vessel, and a second bypass device provided by bypassing the non-return device. A gas treatment facility for a nuclear power plant according to claim 2 or 4.

5. The condenser according to claim 2, further comprising: a condenser provided downstream of the first bypass means of the gas outlet means; and third bypass means provided by bypassing the condenser. Gas processing equipment at nuclear power plants in Japan.

The nuclear power plant according to any one of claims 1 to 4, further comprising means for communicating a dry well of a reactor containment vessel surrounding the reactor pressure vessel with a gas phase portion in the reactor pressure vessel. Gas processing equipment.

Closing a main steam isolation valve provided in a main steam pipe for leading the steam in the reactor pressure vessel containing the core to the turbine;
An isolation valve provided in a main steam drain pipe connected to a gas waste treatment system having a means for accumulating gas inside and an exhaust cylinder for releasing the gas to the outside and branched to the main steam pipe Opening process,
A step of closing an isolation valve provided in the reactor pressure vessel head spray piping which is connected to the main steam drain piping by a bypass piping and connected to the upper portion of the reactor pressure vessel. and, nuclear power plants, which comprises transferring the gas in the reactor pressure vessel through said reactor pressure vessel head spray pipe and the bypass pipe and the main steam drain pipe to the gas waste treatment system Gas treatment method.

A step of detaching the reactor pressure vessel head spray nozzle, which is provided above the reactor pressure vessel upper cover nozzle of the reactor pressure vessel containing the reactor core and sprays the cooling water from above the reactor pressure vessel, from the reactor pressure vessel upper cover nozzle. When,
Setting at least one end of the gas transfer means having at least two ends of the introduction part and the lead-out part outside the reactor containment vessel surrounding the reactor pressure vessel;
And a step of setting at least one end of the gas transfer means inside the reactor pressure vessel via the reactor pressure vessel upper lid nozzle.

A step of transferring the gas in the reactor pressure vessel to the gas waste treatment system having means for accumulating gas inside and an exhaust cylinder for releasing the gas to outside air through the gas transfer means; A gas processing method for a nuclear power plant according to claim 9.