JP5235139B2 - 原子力設備並びにその格納容器における閉鎖装置 - Google Patents
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Description
本発明は、格納容器を備え、その内室が気密隔壁によって、原子炉圧力容器と一次冷却回路を収容する設備室と、正常運転中に通行できる運転室とに仕切られ、その隔壁に複数の圧力逃がし開口が設けられている、原子力設備、特に加圧水形原子炉に関する。また本発明は、隔壁に配置された圧力逃がし開口に対する閉鎖装置に関する。
原子力設備の安全技術設計の枠内において、一般に、炉心を取り囲む原子炉圧力容器は格納容器内に配置されている。正常運転の原子力設備が故障した時に、特に炉心冷却材の喪失時に炉心を確実に冷却することを保証する、多くの冗長的で多様な安全装置がその格納容器内に設けられている。また格納容器は、普通は大気に対して負圧に保たれている気密外被として、たとえ運転故障時でも放射能が大気中に放出されないことを保証する。格納容器はそれで封じ込まれた雰囲気を含めてコンテインメントとも呼ばれている。
従来実施されている多くの設備においては、内部容積の明確な仕切りが存在せず正常運転中に通行できないいわゆる単室形コンテインメントが利用されている。そのために、格納容器内における保守点検作業は困難である。格納容器の内室に立ち入れるようにするとき、原子炉は、普通の場合、適時に前もって出力低下され、コンテインメント雰囲気が除染されねばならず、これは長い停止時間をもたらす。
このような問題を解消するために、いわゆる二室形コンテインメントが既に提案されている。その場合、格納容器の内室は、気密隔壁一般にはコンクリート隔壁によって、原子炉圧力容器と一次冷却回路を収容する設備室と、その設備室から放射能技術的および通風技術的に遮蔽され出力運転中も通行できる運転室に仕切られている。即ち、高エネルギの高放射能汚染された一次冷却回路を備えた設備室は、その構想において正常運転中、残りの通行でき従って点検目的で立ち入ることができるコンテインメント領域、いわゆる運転室から、徹底して分離され遮蔽されている。
故障時および特に例えば一次冷却回路における漏れに起因する炉心温度が増大された事故時において、事情によっては、蒸気および爆発性気体とりわけ水素が、格納容器の仕切られた内側空間領域に多量に放出される。上述した様式の二室形コンテインメントの場合、比較的小さな容積の設備室の内部において、比較的急速な圧力上昇および発火性気体の激しい濃縮が生ずる。設備室に比較的ゆっくりした圧力発生しか生じさせない小さな漏れ開口断面の場合でも、限られた膨張容積のために、発火性気体ないし爆発性混合気の局所的に限られた臨界濃度が生ずる。
従って、かかる故障状況下あるいは事故状況下において、発火性気体の局所的および大局的最大濃度を制限するコンテインメント全容積における故障時発生雰囲気の効果的分散が求められる。この目的のために、従来において特に、設備室と運転室との間の隔壁に、破裂圧力に到達したときに開く破裂板で閉じられた圧力逃がし開口が設けられている。しかし上述した方式は、その破裂要素の設計時および製造時に破裂公差の変動が不可避であるため、漏れが小さく圧力発生がゆっくりした仮想故障時において、一般に、最低の破裂圧力の破裂要素しか開かない、という欠点がある。そのようして引き起こされた圧力バランスは、一般に、残りの破裂要素の開放を妨げる。単なる部分的な空間開放の結果、爆発性気体の対流分散が制限されるので、不活性化装置および再結合器などの大いなる採用によって、その爆発危険性を低減しなければならない。かかる処置は一般に比較的手間がかかり、高価であり、達成可能な安全レベルについて最良と見なせない。
既に考慮され一部実現されている他の安全構想は、破裂板（破裂板）に加えてあるいはその代わりに、手動操作のフラッパを利用している。そのフラッパは、緊急時に圧力逃がし開口断面を開けるために、格納容器の外に居る作業員がケーブルを引っ張ることによって、あるいはまた電動式でも作動ないし稼動できる。しかし、その手動操作式緊急装置は、多くの故障シナリオにおいて、特に極めて早期に水素が発生する故障時に、反応が遅すぎ且つ不安全であり、また、個数および開口断面において必要とされる大きな経費のために著しく制限される。全般的に、原子力設備のような安全上臨界な設備における人的ミスあるいは事態の判断ミスに基づく万一の誤操作は、予め防止されねばならない。電動式閉鎖フラッパによる異なった方式は、そのエネルギ供給を確保するための問題がある。また、その電動式閉鎖フラッパは、高エネルギ配管の大きな破断断面の場合、遅れた開放のために圧力放出に対して有効でなく、かなりの必要場所（駆動装置や伝動装置など）のために、圧力逃がし要素に必要な組込み面積が用立てられない。この問題は、多量のＨ2発生故障状況下において上述の装置を利用して実施された事細かなＨ2分散解析および圧力発生解析により基本的に証明されている。
本発明の課題は、製造費および運転費が安価であり、特に炉心部あるいは一次冷却回路に多量の水素を発生する故障状況下でも、特に高い運転安全性を保証する、冒頭に述べた形式の原子力設備を提供することにある。また、かかる原子力設備における採用に対して特に適した、設備室と運転室との間の隔壁に配置された圧力逃がし開口および溢流開口に対する閉鎖装置を提供することにある。
原子力設備についての課題は、本発明に基づいて、「原子力設備であって、内室と、前記内室を原子炉圧力容器及びこの圧力容器に接続された複数の蒸気発生器を有する一次冷却回路を具備する設備室と通常運転中に通行できる運転室とに仕切る気密隔壁と、を含む格納容器を有し、前記気密隔壁は、その内部に形成された複数の圧力逃がし開口を具備し、前記格納容器は、前記圧力逃がし開口のそれぞれをそれぞれ閉鎖する閉鎖要素を有する複数個の閉鎖装置を更に具備し、前記閉鎖要素は、前記個別の圧力逃がし開口と関連する解除条件に到達した際に自動的に開くようにされる解除装置を具備し、前記閉鎖装置の第１のグループは、圧力に依存して自動的に開き、且つ、前記閉鎖装置の第２のグループは、前記圧力とは無関係に自動的に開き、前記閉鎖装置の前記第２のグループのうちの少なくとも２つの閉鎖装置は、温度に依存して開き、温度に依存した前記少なくとも２つの閉鎖装置のそれぞれは、前記設備室内の計測場所における１つの雰囲気温度が、その温度に依存したそれぞれの閉鎖装置のために選択された既定の解除温度を超過したら即時に開き、温度に依存した前記少なくとも２つの閉鎖装置は、前記格納容器内の異なる高さに配置され、温度に依存した前記少なくとも２つの閉鎖装置は、温度に依存した前記少なくとも２つの閉鎖装置のうちの１つで低い高さに配置された装置が、温度に依存した前記少なくとも２つの閉鎖装置のうちの他の、高い高さに配置された装置よりも低い既定解除温度において開くように構成されていることを特徴とする原子力設備。」によって解決される。
本発明は、冒頭に述べた形式の原子力設備において、蒸気および可燃性又は爆発性気体が場合によって多量に発生する故障時でも、その気体の局所的および全体的な最大濃度を構造上および設計上においてできるだけ低くすべきであるという考えから出発している。格納容器の完全性を損なう爆発性混合気が、決して生じないようにしなければならない。従って、設備室の内部で生ずる故障時において、故障時発生雰囲気を効果的に分散する目的およびコンテインメント容積全体における気体濃度を限定する目的で、急速な空間開放が行われねばならない。隔壁の圧力逃がし開口に配置された閉鎖装置は、正常運転中には閉鎖状態で設備室と運転室との通風技術的および放射能技術的な空間分離を保証し、また、故障時には圧力逃がし開口の自動的、自律的な、好適には、外部エネルギ無しの開放ないし釈放を行うように、多様的、受動的、冗長的、フェールセーフな設計原理に応じて構成されねばならない。
故障時に発生する気体の特に効果的な分散および残りのコンテインメント全雰囲気との混合並びに配管大破損時における設備室の効果的な圧力逃がしに対して、個々の閉鎖要素だけでなく、複数の、理想的には多くの、それどころか全閉鎖要素が同時に、あるいは正常運転中に遮蔽されていた流れ経路が少なくとも速やかに開かれねばならない。これは特に、一次冷却回路における比較的小さな漏れおよびそれに伴うゆっくりした圧力発生時でも適用されねばならない。そのために、いまや本発明の構想に応じて、一方では、その故障に関連した解除条件が相互に独立した閉鎖装置にそれぞれ割り当てられ、その解除条件は、それぞれの採用場所、即ち、それぞれの圧力逃がし開口の場所における特別な周辺状態、運転パラメータおよび影響要因を考慮に入れている。他方では、例えば単純な様式で、通常の破裂膜などによって実現される純粋な圧力依存式解除機構のほかに、あるいはそれに加えて、少なくとも一部の閉鎖装置に、少なくとも１つの圧力に依存しない解除原理が利用される。閉鎖装置ないしそれに付設された解除装置のそのような多様性によって、および解除パラメータ、しきい値、感度などのそれぞれの圧力逃がし開口に合わされた選択によって、個々の閉鎖装置だけでなく、互いに独立して分散して解除する多数の閉鎖装置において、比較的軽微な故障状況への早期でほぼ同時の応答が行われることが達成される。
目指した多様性を実現するために、原子力設備では、有利には、解除過程および／又は作動過程の基礎となる作用原理が異なる、少なくとも二種類の閉鎖装置が利用される。その代わりにあるいはそれに加えて、異なる作用原理を基礎とする複数の解除装置が統合して組み入れている少なくとも１つの閉鎖装置が利用される。
圧力依存開放式閉鎖装置のほかに温度依存開放式閉鎖装置が設けられている原子力設備が特に有利である。設備室のゆっくりした圧力上昇時、即ち、個々の解除圧力あるいは破裂圧力に達した際、一般には、１つあるいは僅かの感圧式閉鎖装置や破裂要素だけしか開かず、これは、空間開放とコンテインメント雰囲気の混合にとって不十分である。故障時に通常は、例えば一次冷却回路における漏れからの高温蒸気の流出によって同時に設備室内の温度も上昇するので、温度依存開放式閉鎖装置によって更に圧力逃がし開口が開き、これによって、故障時発生雰囲気の効果的分散が生じさせられる。
好適には、少なくとも１つの閉鎖装置が、設備室における雰囲気圧力が予め設定された解除圧力を超過するや否や、自動的に開くように設計されている。圧力の絶対値に関係する解除条件の代わりに、少なくとも１つの閉鎖装置が、設備室と運転室との圧力差が予め設定された解除値を超過するや否や自動的に開くような相対的な基準も利用される。好適には、その予め設定された解除値は約２０ｍｂａｒ〜３００ｍｂａｒである。
また、少なくとも１つの閉鎖装置が、設備室の測定位置における局所の雰囲気温度が予め設定された解除温度を超過するや否や、自動的に開くように設計されている。好適には、その感温式解除装置あるいは解錠装置は閉鎖装置に一体に組み込まれ、即ち、測定位置は閉鎖装置の組込み位置ないし圧力逃がし開口の直ぐ近くに存在する。しかしその代わりにあるいはそれに加えて、閉鎖要素が設備室の蓋（天井）近くに位置された温度依存式解除装置に遠隔作動装置を介して連結された、少なくとも１つの閉鎖装置を利用することもできる。その場合、有利には、設備室の下部に配置された閉鎖要素が、高位置に配置された可溶ハンダ装置などによって作動あるいは解錠され、これによって、温度成層化（温度層）によって高い位置に現れるより高い温度を、低位置の圧力逃がし開放の解除と確実な開放のためにも利用することができる。
その解除温度は、目的に適って、空気循環冷却装置によって有利に６０℃以下に保たれている設備室における通常運転の室温に合わされている。その解除温度は、好適には、約６５℃〜約９０℃の範囲に選択される。特に目的に適った実施態様において、温度依存開放式閉鎖装置の解除温度は、その取付け高さに伴って例えば６５℃〜９０℃の範囲で次第に高く定められ、あるいは段階的に定められ、これによって、設備室の温度成層が考慮に入れられている。こうして、この場合も、全閉鎖装置の迅速でほぼ同時の開放が実現される。
有利な実施態様において、少なくとも１つの閉鎖装置が、設備室の雰囲気に存在する可燃性又は爆発性気体の濃度、特に水素濃度が予め設定された解除濃度を超過するや否や、自動的に開くように設計されている。即ち、感圧式あるいは感温式解除のほかに、発火性気体の濃度が監視されることによって、もう一つの解除基準が実現される。その場合、予め設定された限界値を超過すると、正常運転中には圧力逃がし開口を閉鎖している閉鎖装置を自動的に開放させる。好適には、その解除濃度は約１〜４容積％Ｈ2である。
特に有利な実施態様において、そのような濃度感知式解除は、爆発性又は発火性気体の存在時に熱を発生する触媒要素あるいはＨ2再結合器が、温度依存開放式閉鎖装置の近くに、あるいはそれに付設された感温式解除装置の近くに、そこで発生する熱がしきい値を超過した際に閉鎖装置の開放を開始するように配置されていることによって実現される。例えばそれぞれの再結合器は、閉鎖要素の開放を開始する可溶ハンダ装置の直ぐ下に配置され、これによって、Ｈ2発生時に増大された再結合器の運転温度が多様に、（即ち、室温が低い場合でも、また、場合により生じる蒸気発生とは無関係に）圧力逃がし開口の確実な開放を引き起こす。再結合器の代わりにあるいはこれに加えて、例えばウォッシュコート被覆と触媒作用材料である白金および／又はパラジウムとを備えた金属担体を基礎とする触媒要素も利用される。水素の発生時、発熱反応熱によって１〜４容積％ではやくも、そのほかの室温に無関係に、感温式閉鎖装置の確実な解除が保証される。
また有利に、それぞれ閉鎖装置を備えた圧力逃がし開口における設備室の床近く部位における第１圧力逃がし開口集合体と、高位置領域特に隔壁における設備室の蓋を形成する部位の第２圧力逃がし開口集合体が配置されている。高位置圧力逃がし開口と低位置圧力逃がし開口との高低差は、設備室と運転室との間の雰囲気空気の密度差によって、受動式に対流循環を有効に行うために、５ｍ以上、好適には、２０ｍ以上である。その場合、目的に適って、低位置圧力逃がし開口と高位置圧力逃がし開口との間において、設備室の内壁に複数の再結合器が設けられている。故障時における室内冷却喪失に基づき又は蒸気放出により生ずる密度低下によって、場合によっては触媒再結合器の反応熱で強化される設備室における煙突効果が、コンテインメントにおける大きな面積の対流循環を起こすために利用される。これによって、０．５ｍ／秒〜２ｍ／秒以上への溢流速度の増大が達成される。それらの再結合器の配置は、目的に適って、設備室の上述した煙突領域において、即ち、蒸気発生器塔の上側領域と低位置の圧力逃がし開口の上側において、強い反応熱発生が達成されるように選定されている。このようにして、再結合器は室開放後に増大された流入速度で洗流され、これは特に効果的な水素消滅を助長する。特に、設備室におけるＨ2消滅力が、例えば５０ｋｇ／ｈ以上のＨ2総消滅力の２０％より大きいように、再結合器が設備室の内部に分布して配置されている。
いまやすべて圧力依存式に開くことができるそれらの圧力逃がし要素と溢流要素の組合せによって、大きな圧力逃がし開口断面が可能となる。好適には、閉鎖要素によって覆われる総面積は設備室の水平横断面積の約０．１〜０．５倍である。これは、配管大破断時でも、設備室における差圧負荷を大きく制限し、これにより、ほんの限られた負荷排除の場合でも、平面的な鋼製保持体で（技術的に可能な抵抗力に基づいて）保持・密封構造物を構成することが可能となる。このようにして、重大な配管破断時および大きな漏れ時に生ずる圧力負荷は、格納容器に対する設計圧力の０．５倍より小さく、特に０．２倍より小さい値に制限される。さらに、小さな漏れ時でも特に効果的な対流を保証するために、蒸気発生器塔ごとの圧力逃がし開口の総面積は、有利に、１ｍ2以上であり、特に５ｍ2以上である。
原子力設備は、有利に、設備室に存在する室内空気を冷却するために特に空気循環冷却装置の形態の冷却装置を有し、その冷却装置の冷却力は、好適には、設備室の室内温度が正常運転中に連続的に６０℃より低く下げられるように設計されている。この冷却によって、特に、正常運転中に生ずる運転室に対する設備室の煙突作用および従って閉鎖要素のシールに作用する圧力差が最小となる。また、この原子力設備は、設備室内に存在する室内空気に対する吸出し装置並びに流れ管路において吸出し装置の上流あるいは下流に接続され吸い出された室内空気を浄化および除染するための浄化装置を有している。従って、正常運転中、設備室からの室内空気の吸出しによって、そこに運転室に対して約１０パスカル以上の僅かな負圧が発生されるが、その圧力差は、他方では、破裂要素の破裂を生じさせるか他の圧力依存開放式閉鎖装置を作動させる解除値を超えてはならない。吸い出された室内空気は、大気に排出される前にエアロゾル・よう素・フィルタで十分に浄化される。
原子力設備における圧力逃がし開口に対する特に目的に適った閉鎖装置は、有利に、破裂膜あるいは破裂板を含む閉鎖要素を有し、その閉鎖装置は、予め設定された周辺温度の解除値に到達した際に流れ開口断面を自動的に開けるように設計されている。換言すれば、「圧力依存式開放」と「温度依存式開放」の両機能が１つの閉鎖装置に統合して組み込まれ、その受動要素として設計された閉鎖装置が、両解除条件（解除圧力又は解除温度）のいずれか１つに達した際に自動的に、自律的に、遅延なしに、好適には外部エネルギなしに（フェイルセーフ原理に応じて）開き、圧力逃がし開口を開放する。これは、開放機構の多様な形態に対して必要とされる閉鎖装置の数を最少にし、閉鎖要素のこれに相応した大きな開口面積を平面的な蓋構造物に納めることを可能とする。また、かかる構造は、最大圧力上昇時にそれぞれの装置に作用する差圧を制限し、これにより、それぞれの開放要素および差圧で負荷される設備室の構造物の特にコスト的に有利な構成が可能となる。その場合、圧力依存式開放は、本来の閉鎖要素を形成するかその閉鎖要素に組み入れられた破裂膜や破裂板によって、確実に実現される。
それぞれの閉鎖要素は、有利に、温度条件に起因する解除時に破裂膜あるいは破裂板に直接作用して、それを破裂するか破る作動装置を有している。その装置は、好適には、ばね式作動装置である。また、この閉鎖装置は、好適には、解除温度に到達する前には作動装置を拘束するかその作用を相殺する鎖錠装置を有している。例えば、正常運転中に予め圧縮されて可溶ハンダ装置によって拘束された圧縮ばねが、破裂膜のほぼ中央に直接取り付けられ、これにより、溶融温度に達した際に圧縮ばねが解放され、その圧縮ばねが弛緩力によって破裂膜を破裂させる。
有利な実施態様において、破裂板あるいは破裂膜が、壁に回転可能あるいは旋回可能に取り付けられた枠要素に固定されあるいは張られ、その枠要素が鎖錠要素によって閉鎖位置に固定され、その鎖錠要素が、解除温度に到達した際に解錠されるように設計されているか、温度依存式解除装置に連結されている。その破裂要素は例えば枠要素に納められ、この枠要素は可溶ハンダ装置を介して平らな支持・密封構造物に押し当てられている。溶融温度に到達した時に、枠要素全体が解放され、重力および／又はばね力によって開かれる。温度上の解除がまだ行われないとき、その代わりに破裂圧力に到達した時に、閉鎖要素における破裂膜あるいは破裂板が開く。
可溶ハンダ装置は、有利に、１つあるいは少数の保持要素の枠に集中的に締付け要素で設置されている。この構造によって、押圧力がシール要素に分布され、これによって、十分な密封性が得られ、単純な機能検査ないし単純な交換が可能となる。
他の有利な実施態様において、閉鎖要素の解除および開放が、閉鎖要素から離れて配置され解除状態において機械式あるいは空気圧／液圧式遠隔作動装置を介して、閉鎖要素あるいは鎖錠要素に作用する解除装置によって行われる。例えば、可溶ハンダあるいは可溶カプセルを有する解除装置は、設備室の高位置領域に設けられ、その解除は、ケーブル牽引や圧縮ばね要素などを介して低位置の閉鎖要素に伝達される。これに替わるシステムにおいて、圧力タンクあるいは１つ又は複数の液圧タンクに接続され正常運転中に可溶カプセルや可溶ハンダによって閉鎖された配管が、解除状態において開かれ、これによって、発生した圧力負荷の結果、遠隔配置された閉鎖要素が解錠され、ないし開放される。
好適には、閉鎖要素は、開放過程が閉鎖要素の自重によって駆動あるいは支援されるように構成され壁に取り付けられている。そのために、特に蓋における水平組込みが推奨され、その場合、例えば閉鎖フラッパの形態で形成された閉鎖要素が、１つあるいは複数の蝶番により蓋壁や他の支持構造物に取り付けられ、開放過程時に下向きに開く。
特に閉鎖要素の垂直組込みの際、開放過程を支援するばね要素あるいは伸縮自在柱を設けることが目的に適っている。
その代わりにあるいはそれに加えて、圧力逃がし開口の開放が電動式圧力逃がしフラッパによっても行われる。そのフラッパは、好適には、電動式に連続的に閉じられ、ばね力および／又はその自重によって開かれる。この場合、所定の絶対圧力や差圧に到達した際あるいは解除温度に到達した際、適切な測定装置あるいは制御装置を介して開放が開始される。駆動電動機やその導電系の電圧喪失時あるいは解除基準（例えば圧力、温度、ガス濃度）に到達した時、閉鎖要素がフェイルセーフ原理に応じて外部エネルギなしに確実に開く。かかる閉鎖要素には、差圧負荷を制限するために、同様に破裂膜を装備することができる。
特に、設備室ないしこの設備室を運転室から分離する隔壁の一時的に低温の低位置流入領域におけるばね復帰式のよろい戸式フラッパとしてあるいは振り子旋回形フラッパとして形成された電動式あるいは電動機力により閉じられたその圧力開放フラッパを、特に高位置の圧力逃がし領域における上述した感温式あるいは感圧式の大きな面積の閉鎖装置と組み合わせて利用することが有利である。設備室の流入開口部位における十分なじゃま板作用を保証するために、それぞれの流入装置に前置してじゃま板が設けられている。このじゃま板装置を隔壁の下側３分の１に半径方向に向けて配置することもできる。対流のための自由開口断面は少なくとも流入開口断面の少なくとも２倍である。
閉鎖要素のそれぞれの破裂膜あるいは破裂板は、有利に、所定の解除圧力が負荷された時にその圧力の作用方向に応じて両側いずれに向けても破れるか破裂できるように設計されている。即ち、これによって、例えば二次側生蒸気配管の破損によって引き起こされる運転室における極めて大きな過圧時でも、圧力逃がし開口断面の開放が開始される。また、破裂要素は、目的に適って、噴射力の発生時に重大な二次的損傷を引き起こす破片が流出しないように構成されている。従って、破裂膜は、有利に、破壊所定材料帯板の引き裂けによって一方向に破れ、逆方向には座屈によって破れるように構成されている。密封するために、補助的に、０．０５ｍｍ以下の厚さを有する容易に破れるシール薄膜が利用される。即ち、２０ｍｂａｒ〜３００ｍｂａｒの負圧あるいは過圧の発生時、破裂膜が有利に両方向のいずれにも開く。
本発明によって得られる利点は特に、一方では、原子力設備特に加圧水形原子炉の高エネルギの放射性設備構成要素が周辺の運転室から気密に遮蔽されており、これにより運転室へは事情により行われる保守点検作業のために通行できること、および他方では、発火性気体が放出される恐れがある事故・故障状況下において、受動的で停電時にも多様な作動原理に基づく要素を利用しての迅速で確実な大きな面積の空間開放が行われることにある。圧力逃がし開口断面の高さによって段階づけられた配置により最良化された放出気体の対流分散が、特に確実で単純な様式で、最大局所濃度の制限を生じさせ、これにより、格納容器の完全性を損なう恐れがある爆発性気体の混合が確実に回避されることにある。これによって、本発明は、技術的複雑性とコストを著しく軽減した状態で、原子炉における安全予備性を高めるために使われる。
以下図を参照して本発明の実施例を詳細に説明する。なお各図において同一部分には同一符号が付されている。
図１は、加圧水形原子炉を備えた原子力設備４における長手軸線１に対してほぼ対称な格納容器２を縦断面図で示している。コンテインメントとも呼ばれる格納容器２は、その内部に、高温高圧の水蒸気を発生するために利用される核反応構成要素を収容し、特に原子炉圧力容器８とこれに接続され複数の蒸気発生器１２を備えた一次冷却回路１０と他の系統構成要素とを収容している。格納容器２を形成する殻は、重大運転故障時でも、この殻が例えば一次冷却回路１０における漏れ箇所から漏れ出る冷却材を封じ込めておくことによって、大気への放射能拡散を防止する。格納容器２の殻は、通常、鋼で作られ、追加的にコンクリート外被（図示せず）で取り囲まれている。
原子力設備４は特に高い運転安全性に対して設計され、その際同時に、非常に経済的な運転モードが可能とされている。この目的のために、格納容器２の内室１４は気密隔壁１６によって設備室１８と運転室２０とに仕切られている。その設備室１８は、原子炉圧力容器８と一次冷却回路１０を、即ち、高エネルギの放射化構成要素を収容し、運転室２０は、ほんの僅かな放射能負荷しか受けていない残りの系統構成要素を収容する。設備室１８と運転室２０は、それ自体さらに細かく部分室に仕切られるが、このことは、後述する安全技術構想およびその設計原則においては基本的には重要ではない。隔壁１６は、一般に、比較的重厚な鉄筋コンクリート構造物で形成され、これにより、運転室２０と設備室１８との通気上の分離のほかに、設備室１８の内部に放出された放射線に対して少なからぬ遮蔽作用も実現させる。これによって、運転室２０は原子力設備４の出力運転中でも通行でき、即ち、たまたま実施される保守点検作業のために容易に立ち入ることができる。原子炉運転は、一般に、設備室１８の内部における高エネルギおよび高放射能汚染の核反応構成要素について点検作業をするときしか中断する必要がない。
例えば一次冷却回路１０における漏れによって引き起こされるか随伴される運転故障時の枠内で、高温蒸気の放出のほかに、発火性で場合によっては爆発性の気体例えば水素が設備室１８の中に放出されることもある。その場合、設備室１８の容積は比較的小さくされているので、事情によっては或る時間経過後に、高い爆発危険性が考えられる臨界濃度を超過することがある。かかる臨界状態を初めから確実に防止するために、設備室１８を運転室２０から分離する隔壁１６に、複数の圧力逃がし開口２２ａ、２２ｂ、２２ｃが配置されている。これらの圧力逃がし開口２２ａ、２２ｂ、２２ｃは、正常運転中、それらに付設された閉鎖要素２４によって気密に閉じられているが、故障時あるいは設備室１８における破損状態時には、故障時発生雰囲気を格納容器２全体に効果的に分散するためにそれぞれの圧力逃がし開口断面を早期に開ける。それぞれの閉鎖要素２４は、故障インジケータと見なされる解除条件に到達した時あるいは超過した時に、自動的に外部エネルギ無しに圧力逃がし開口断面を開ける受動式閉鎖装置２６の構成部品である。
正常運転中、設備室１８においてそこに存在する雰囲気空気の吸出しによって、運転室２０に対して僅かな負圧が発生され、その差圧は約１０Ｐａから最大１０００Ｐａまでである。空気を吸い出す目的で、図１に符号２８が付された吸出し装置が設けられ、この吸出し装置２８は、隔壁１６と格納容器２とを貫通して設備室１８から外部に延びる吸出し管３０を有し、この吸出し管３０に吸出しポンプ３２が接続されている。設備室１８から吸い出された室内空気は、大気中に排出される前に、吸出し管３０に接続され複数のエアロゾル・よう素・フィルタを含む多段式浄化装置３４によって浄化され除染される。また、設備室１８内で生ずる熱は、空気循環冷却装置（図示せず）によって連続して放熱され、これによって、正常運転中において設備室１８内の室温は約６０℃の最大値より低く保たれる。
一次冷却回路１０における漏れに起因する故障時、設備室１８の内部において、一方では、高温の蒸気と気体の放出によって圧力が上昇し、他方では、温度が上昇し、さらに、室内空気の水素含有率あるいは他の発火性気体の濃度が上昇する。従って、設備室１８内における圧力あるいは運転室２０に対する差圧並びに雰囲気温度は、原子力設備４の監視にとって、故障発生についての特に重要で適切なパラメータである。閉鎖装置２６は、上述の運転パラメータ（圧力、温度、Ｈ2濃度）の１つあるいは複数が故障発生インジケータと見なされるしきい値を超過するや否や、閉鎖装置２６が自動的に応答して圧力逃がし開口を開くように設計され構成されている。閉鎖装置２６の解除・作動機構に関する多様な設計によって、比較的ゆっくり圧力上昇する想定故障状況下でも、非常に確実に比較的大きな面積の空間開放が達成される。
また、設備室１８を運転室２０から分離する隔壁１６に圧力逃がし開口２２ａ、２２ｂ、２２ｃを特別に配置することによって、その解除状態において、放出された発火性気体をコンテインメント容積全体に遅滞無く且つ一様に分散することを促進する最良の流れ状態が保証される。一方では、解除状態において自動的に開く感圧式および感温式閉鎖装置２６を備えた比較的低い位置に在る複数の圧力逃がし開口２２ａは、設備室１８の下部３分の１の部位に垂直組込み様式で設けられている。他方では、かかる複数の閉鎖装置が、蒸気発生器１２の上側における蓋３６の圧力逃がし開口２２ｂに（水平組込み様式で）配置され、その場合いわば圧力逃がし蓋を形成している。設備室１８においておそらく生ずる温度成層を適切に考慮するために、高位置閉鎖装置２６の解除温度は、低位置閉鎖装置２６の約６５℃である解除温度よりも高く約９０℃に選定されている。また、底に近い部位において電動機作動式圧力逃がしフラッパ３８がそこの圧力逃がし開口２２ｃに組み込まれ、これは、正常運転中、それぞれ電動機４０で閉じられ、解除状態において、即ち、電動機４０の断線時あるいは無電圧時に、フェイルセーフ原理に応じてばね力や重力で開く。
既に述べたように、解除機構の多様性によって、原子炉の炉心部位あるいは一次冷却回路１０における故障時、ほとんど全部あるいは少なくとも適切な数の閉鎖装置２６あるいは閉鎖要素２４が開くことが保証される。これによって、図１の右側部分に流れ矢印４２で示された流れが生じ、その場合、高温の気体と蒸気は、設備室１８の蓋３６における高位置の圧力逃がし開口２２ｂから上向きに流出し、その上に位置する格納容器２の蓋で冷えて、続いて、隔壁１６と格納容器２の内壁との間における環状中間室４４において降下し、最終的に開放された圧力逃がし開口２２ａ、２２ｃを通って再び設備室１８に流入する。その流れの循環によって、前に分離された「内部雰囲気」と「外部雰囲気」のコンテインメント内における非常に効果的な混合が行われ、この混合によって、格納容器２の完全性あるいは安全性を損なう爆発性の気体あるいは混合気の最大濃度が確実に制限される。
隔壁１６と格納容器２の内壁との間の中間室４４における流れ開口断面はじゃま板要素１１４によって狭められ、これによって、特に有利な流れ状態が生ずる。この実施例において、じゃま板要素１１４は全体として、設備室１８のほぼ３分の１の高さで隔壁１６に据え付けられた環状絞りを形成している。残りの対流開口断面あるいは流入開口断面１１５は、じゃま板要素１１４の下側に位置する圧力逃がし開口２２ａ、２２ｃの流入開口断面のほぼ３倍の大きさをしている。
さらに、放出された水素を消滅するために複数の触媒再結合器４６が採用されている。これらの触媒再結合器４６は、好適には、設備室１８の内壁に、特に蒸気発生器１２の周りに配置され、これによって、触媒再結合器４６は、圧力逃がし蓋３６の開放時に上向きに上昇する雰囲気空気によって比較的高い入口速度で洗流される。これで、水素の消滅は特に効果的に行われる。その反応熱によって、高位置の蓋側圧力逃がし開口断面における圧力逃がし速度が２ｍ／ｓ或いはそれ以上の値にまで増大される。また、少なくとも幾つかの再結合器４６は、Ｈ2発生時に再結合器４６によって発生される反応熱が、そうでない場合に室温が低いときでも、解除温度を超過するように、即ち、それぞれの圧力逃がし開口の開放を生じさせるように、感温式閉鎖装置２６の近くに配置されている。即ち、原子力設備４に採用される再結合器４６のこの多重使用によって、単純で安価な様式で、閉鎖装置２６に対する水素濃度依存形の付加的な解除機構が実現させられる。
図２に、圧力依存開放と温度依存開放の両機能を統合している閉鎖装置２６が示されている。ここで図示された実施例において、閉鎖装置２６は、原子力設備４の設備室１８の蓋３６ないし蓋壁における水平配置に対して特に適しているが、例えば側壁に斜めにあるいは垂直に組み込む形態に変更することも考えられる。
閉鎖装置２６は圧力逃がし開口２２を閉鎖するために利用される閉鎖要素２４を有し、この閉鎖要素２４は第１枠要素４８に張られた破裂膜（破裂可能隔膜）５０を有している。その枠要素４８は矢印５２の方向から見た平面図において矩形底面を有している。枠要素４８自体は横断面正方形の空洞梁によって形成され、あるいは他の例えば開放形鋼（Ｌ形鋼、Ｕ形鋼）を利用して形成されている。破裂膜５０を支持する第１枠要素４８が第２枠要素５８に蝶番５６によって旋回可能に取り付けられ、これによって、閉鎖要素２４全体は、密封・保持構造物６０に固く結合され第１枠要素４８に対する支持体兼ストッパとして用いられる第２枠要素５８に対して、必要な場合に扉や天窓の形態で開けられる。密封・保持構造物６０自体は、ここでは図示されていない原子力設備のコンクリート蓋や隔壁に固く係留されている。その両枠要素４８、５８は保持構造物６０の下側に配置され、これによって、閉鎖要素２４は解除時には下向きに開けることができる。
原子力設備４の正常運転中、閉鎖要素２４は気密に閉じられ、即ち、図２に示された開放過程中の運動経過を表す３つの位置のうちの最上位置にある。その両枠要素４８、５８は互いにピッタリ重なっており、十分な押圧力の用意によっておよび場合によってはシール手段（図示せず）によって、高い気密性が得られる。この閉鎖状態は、正常運転中、可溶ハンダ（ろう）６２を含む鎖錠装置６４によって保たれ、この鎖錠装置６４は、両枠要素４８、５８の蝶番５６とは反対の側でこれらに設けられている。棒状あるいは帯状の可溶ハンダ６２は、図２の右下における詳細図から良く理解できるように、その両端がそれぞれ取付けねじ６６によって、一方は、可動的に取り付けられた第１枠要素４８に、他方は、不動の第２枠要素５８ないし場所固定の密封・保持構造物６０に固く結合され、そのようにして、正常運転中、閉鎖要素２４の開放を阻止している。また、調整ねじ６８により調整可能な締付け装置７０によって、両枠要素４８、５８間に生ずる押圧力が調整され、これによって、その装置の密封性が再調節できる。可溶ハンダ装置は、有利に、平行に延びる複数の可溶ハンダの配列から成り、それらの可溶ハンダは（櫛状に）互いに数ｍｍの間隔を隔てて据え付けられ、そのようにして、原子力設備の正常運転中に大きな閉鎖力の付与が可能となる。さらに、かかる形態は、個々の可溶ハンダ間の隙間領域に触媒成分を収容するために特に適している。
可溶ハンダ６２の融点は、可溶ハンダ６２の場所における室温が、圧力逃がし開放に合わされた予め設定された解除値を超過するや否や、閉鎖要素２４が開かれるように選定されている。即ち、可溶ハンダ６２は、その締付け固定されているかねじ止めされている両端の間の中央部位が、開始した溶融過程によってちぎれて、閉鎖要素２４がその自重により、およびその「吊り下げ」構造のために、下向きに開き、圧力逃がし開口２２が開き貫流が生ずる。その解除が行われた後、新しい可溶ハンダ６２の設置によって、元の状態に容易に戻すことができる。さらに、可溶ハンダ装置６２の交換によって、これらの要素の繰返し機能検査を容易に実施することもでき、並びに、解除温度を変更でき、例えば原子力設備４の変化した運転条件あるいは変化した安全基準などに合わせることができる。
閉鎖要素２４の感温式解錠および開放の代わりに、破裂圧力に到達した時、破裂膜５０の破裂によって、圧力逃がし開口断面の開放も行える。
図３は、圧力逃がし蓋３６に２個の閉鎖装置２６が直に並べて配置された組合せ構造を示している。その左側の閉鎖装置２６は構造および機能が図２に示された閉鎖装置２６に相当しているが、右側の閉鎖装置２６は、固定枠７２に張られた破裂膜５０を備えた純粋な感圧式閉鎖装置２６として幾分単純に形成されている。一般に、多くの採用分野および利用目的に対して、閉鎖装置２６の一部に多様式の解除・開放機構を設けるだけで十分であり、これによって、原子力設備４の設計、製造および点検に対する総合経費が比較的安価となる。
図４に閉鎖装置２６の異なった実施例が示されている。この閉鎖装置２６は、故障時ないし事故時、低温領域における設置場所において、例えば側壁７４あるいは隔壁１６の部分域における垂直組込みに対して特に適している。この実施例は、図３に示された閉鎖装置２６と同様に枠要素４８に固定された破裂膜５０を有している。その枠要素４８はその下側長手辺７６がここでは見えていない蝶番５８によって、鉄筋コンクリート壁にはめ込まれた枠状支持構造物７８に回転可能に支持され、これによって、鎖錠が解除された際、主にその自重によってここで図示された開放位置に下がり開かれる。その開放過程は特にその開始段階で、横に配置され両端が可動枠要素４８と壁７４にそれぞれヒンジ結合された両側の入れ子式ばね要素８０によって支援される。
正常運転中、枠要素４８は、支持・保持構造物７８の蝶番５６とは反対の側に設けられ枠要素４８の留め金８２に係合する鎖錠要素８３によって、閉鎖状態に保たれる。この場合の鎖錠要素は、圧縮空気が供給されて解錠される空気圧式鎖錠要素８３である。そのために、鎖錠要素８３は、原子力設備４の正常運転中において無圧の配管８４を介して温度依存式解除装置８６に連結され、この温度依存式解除装置８６は、故障時、鎖錠要素８３の解錠のために必要な作動圧力を用意する。この解除装置８６は鎖錠要素８３に比べて有利に故障時により高温の領域に配置することができ、配管８４の長さに応じて、遠隔解除装置としても設計できる。
解除過程前が図５に、解除過程後が図４にそれぞれ示されている解除装置８６は、加圧ガスが封入され出口側を止め弁９０で閉鎖できる加圧ガスタンク８８を有している。正常運転中、即ち、解除条件に達する前、止め弁９０のばねで負荷された弁棒９２がバルブ形ヒューズ９４によって閉じられた状態にされている。そのヒューズ９４は例えばバルブ（ガラス球）として形成され、そのために、弁ハウジング９６の外側に配置されストッパ９８でその位置を固定されたバルブ１００を有している。このバルブ１００に作動棒１０２が取り付けられ、この作動棒１０２は弁棒９２を押し、この弁棒９２を閉鎖位置に固定する。そのバルブ１００は、所定の解除温度、代表的には６５℃〜９０℃に達した際に溶融するか破裂して、今まで拘束されていた弁棒９２を自由にするガラス材料で作られている。加圧ガスタンク８８内の過圧により、また圧縮ばね１０４のばね圧による支援によっても、弁棒９２が開き、これによって、加圧ガスタンク８８内に存在するガスがそこから流出し、まずハウジング１０６で包囲された中間室１０８に流入し、続いて、空気圧式鎖錠要素８３に接続された配管８４に流入し、その結果、鎖錠要素８３が解錠され、壁７４に配置された閉鎖要素２４が開く。
この実施例において、バルブ１００は中間室１０８の外側に存在し、その場合、作動棒１０２はハウジング壁の対応した開口１１０を通って導かれている。作動棒１０２は開口１１０内をその長手方向に移動できる。作動棒１０２とハウジング１０６との間の隙間は小さくされ、開口１１０の縁に固定されたシールリング（図示せず）などによって密封され、これによって、この箇所では漏れによる圧力損失は生じない。
上述の遠隔解除機能は、液圧装置やケーブル牽引装置でも達成できる。
最後に図６は図４に示された閉鎖装置２６をもう一度示しているが、もっともここでは枠要素４８は閉鎖状態のままで、圧力上の解除に応じて、破裂膜５０が裂けているか破裂されている。そこの矢印１１２は発生する流れを示している。
１ 長手軸線
２ 格納容器（コンテインメント）
４ 原子力設備
８ 原子炉圧力容器
１０ 一次冷却回路
１２ 蒸気発生器
１４ 内室
１６ 隔壁
１８ 設備室
２０ 運転室
２２ 圧力逃がし開口（２２ａ、２２ｂ、２２ｃ）
２４ 閉鎖要素
２６ 閉鎖装置
２８ 吸出し装置
３０ 吸出し管
３２ 吸出しポンプ
３４ 浄化装置
３６ 蓋
３８ 圧力逃がしフラッパ
４０ 電動機
４２ 流れ方向矢印
４４ 中間室
４６ 再結合器
４８ 枠要素
５０ 破裂膜（破裂可能隔膜）
５２ 方向矢印
５６ 蝶番
５８ 枠要素
６０ 気密・保持構造物
６２ 可溶ハンダ（ろう）
６４ 鎖錠装置
６６ 取付けねじ
６８ 調整ねじ
７０ 締付け装置
７２ 枠
７４ 側壁
７６ 長手辺
７８ 支持構造物
８０ 入れ子式ばね要素
８２ 留め金
８３ 鎖錠装置
８４ 配管
８６ 解除装置
８８ 加圧ガスタンク
９０ 止め弁
９２ 弁棒
９４ バルブ形ヒューズ
９６ 弁ハウジング
９８ ストッパ
１００ バルブ
１０２ 作動棒
１０４ 圧縮ばね
１０６ ハウジング
１０８ 中間室
１１０ 開口
１１２ 矢印
１１４ じゃま板
１１５ 流入開口断面
２ 格納容器（コンテインメント）
４ 原子力設備
８ 原子炉圧力容器
１０ 一次冷却回路
１２ 蒸気発生器
１４ 内室
１６ 隔壁
１８ 設備室
２０ 運転室
２２ 圧力逃がし開口（２２ａ、２２ｂ、２２ｃ）
２４ 閉鎖要素
２６ 閉鎖装置
２８ 吸出し装置
３０ 吸出し管
３２ 吸出しポンプ
３４ 浄化装置
３６ 蓋
３８ 圧力逃がしフラッパ
４０ 電動機
４２ 流れ方向矢印
４４ 中間室
４６ 再結合器
４８ 枠要素
５０ 破裂膜（破裂可能隔膜）
５２ 方向矢印
５６ 蝶番
５８ 枠要素
６０ 気密・保持構造物
６２ 可溶ハンダ（ろう）
６４ 鎖錠装置
６６ 取付けねじ
６８ 調整ねじ
７０ 締付け装置
７２ 枠
７４ 側壁
７６ 長手辺
７８ 支持構造物
８０ 入れ子式ばね要素
８２ 留め金
８３ 鎖錠装置
８４ 配管
８６ 解除装置
８８ 加圧ガスタンク
９０ 止め弁
９２ 弁棒
９４ バルブ形ヒューズ
９６ 弁ハウジング
９８ ストッパ
１００ バルブ
１０２ 作動棒
１０４ 圧縮ばね
１０６ ハウジング
１０８ 中間室
１１０ 開口
１１２ 矢印
１１４ じゃま板
１１５ 流入開口断面
Claims (24)
- 原子力設備（４）であって、
内室（１４）と、前記内室を原子炉圧力容器（８）及びこの圧力容器に接続された複数の蒸気発生器（１２）を有する一次冷却回路（１０）を具備する設備室（１８）と通常運転中に通行できる運転室（２０）とに仕切る気密隔壁（１６）と、を含む格納容器（２）を有し、
前記気密隔壁（１６）は、その内部に形成された複数の圧力逃がし開口（２２ａ、２２ｂ、２２ｃ）を具備し、前記格納容器（２）は、前記圧力逃がし開口のそれぞれをそれぞれ閉鎖する閉鎖要素（２４）を有する複数個の閉鎖装置（２６）を更に具備し、前記閉鎖要素（２４）は、前記個別の圧力逃がし開口と関連する解除条件に到達した際に自動的に開くようにされる解除装置を具備し、
前記閉鎖装置（２６）の第１のグループは、圧力に依存して自動的に開き、且つ、前記閉鎖装置の第２のグループは、前記圧力とは無関係に自動的に開き、
前記閉鎖装置の前記第２のグループのうちの少なくとも２つの閉鎖装置は、温度に依存して開き、
温度に依存した前記少なくとも２つの閉鎖装置のそれぞれは、前記設備室内の計測場所における１つの雰囲気温度が、その温度に依存したそれぞれの閉鎖装置のために選択された既定の解除温度を超過したら即時に開き、
温度に依存した前記少なくとも２つの閉鎖装置は、前記格納容器内の異なる高さに配置され、
温度に依存した前記少なくとも２つの閉鎖装置は、温度に依存した前記少なくとも２つの閉鎖装置のうちの１つで低い高さに配置された装置が、温度に依存した前記少なくとも２つの閉鎖装置のうちの他の、高い高さに配置された装置よりも低い既定解除温度において開くように構成されていることを特徴とする原子力設備。 - １つの閉鎖装置（２６）に、異なる作用原理を基礎とする複数の解除装置が統合して組み入れられていることを特徴とする請求項１に記載の原子力設備。
- 少なくとも１つの閉鎖装置（２６）が、設備室（１８）における雰囲気圧力が予め設定された解除圧力を超過するや否や、自動的に開くように設計されていることを特徴とする請求項１又は２に記載の原子力設備。
- 少なくとも１つの閉鎖装置（２６）が、設備室（１８）と運転室（２０）との圧力差が予め設定された解除値を超過するや否や、自動的に開くように設計されていることを特徴とする請求項１ないし３のいずれか１つに記載の原子力設備。
- 予め設定された解除値が２０ｍｂａｒ〜３００ｍｂａｒであることを特徴とする請求項４に記載の原子力設備。
- 前記格納容器は、温度に依存した解除装置と、遠隔制御された装置と、を具備し、
前記設備室は、天井を具備し、且つ、
前記閉鎖要素のうちの１つは、前記遠隔制御された装置を介して、前記設備室の前記天井に配置された前記温度に依存した解除装置に結合されることを特徴とする請求項１ないし５のいずれか１つに記載の原子力設備。 - 前記１つの閉鎖装置の前記既定解除温度は、６５℃から９０℃の範囲内にあることを特徴とする請求項１に記載の原子力設備。
- 前記閉鎖装置の第２のグループのうちの少なくとも１つは、可燃性及び爆発性のうちのいずれかであり且つ前記設備室の雰囲気中に存在するガスの濃度が既定解除濃度を超過したら即座に自動的に開くことを特徴とする請求項１ないし７のいずれか１つに記載の原子力設備。
- 予め設定された解除濃度が１〜２体積％であることを特徴とする請求項８に記載の原子力設備。
- 前記閉鎖装置のうちの少なくとも１つは、温度に依存して開き、
前記原子力設備は、爆発性又は引火性のガスが存在する状態において熱を放出する少なくとも１つの要素を更に含み、
前記少なくとも１つの熱を放出する要素は、閾値を超過した際に、自身によって放出された熱が前記閉鎖装置のうちの前記少なくとも１つのものの開放を解除するように配設されることを特徴とする請求項１ないし９のいずれか１つに記載の原子力設備。 - それぞれ閉鎖装置（２６）を備えた圧力逃がし開口（２２ａ、２２ｂ、２２ｃ）における設備室（１８）の床に近い部位における第１圧力逃がし開口集合体（２２ａ、２２ｃ）と、前記気密隔壁（１６）における設備室（１８）の天井を形成する部位の第２圧力逃がし開口集合体（２２ｂ）とが配置され、その高低差が５ｍ以上であることを特徴とする請求項１ないし１０のいずれか１つに記載の原子力設備。
- 低位置の圧力逃がし開口（２２ａ、２２ｃ）と高位置の圧力逃がし開口（２２ｂ）との間において、設備室（１８）の内壁（１６）に複数の前記熱を放出する要素が設けられていることを特徴とする請求項１１に記載の原子力設備。
- 前記格納容器は、鋼から形成された平面的な保持・密封構造物を具備し、前記閉鎖要素は、前記平面的な保持・密封構造物に、大きな面積で組み込まれていることを特徴とする請求項１ないし１２のいずれか１つに記載の原子力設備。
- 設備室（１８）に存在する室内空気を冷却するための冷却装置を備え、その冷却装置の冷却出力が、設備室（１８）における室温が正常運転中に連続的に６０℃以下に下げられるように設計されていることを特徴とする請求項１ないし１３のいずれか１つに記載の原子力設備。
- 設備室（１８）に存在する室内空気に対する吸出し装置（２８）と、吸い出された室内空気を浄化し除染するための浄化装置（３４）とを備えていることを特徴とする請求項１ないし１４のいずれか１つに記載の原子力設備。
- 前記熱を放出する要素は、触媒要素であることを特徴とする請求項１０に記載の原子力設備。
- 請求項１ないし１６のいずれか１つに記載の原子力設備（４）に採用するための壁に配置された圧力逃がし開口（２２ａ、２２ｂ、２２ｃ）に対する閉鎖装置（２６）であって、
破裂膜（５０）あるいは破裂板を含む閉鎖要素（２４）を備え、その閉鎖装置（２６）が、温度条件に起因する解除状態において破裂膜（５０）あるいは破裂板に直接作用してそれを破壊させる作動装置を有し、これによって、予め設定された周辺温度値に到達した際に流れ開口断面を自動的に開け、その破裂要素が、作動装置が解除されていない場合でも、設備室（１８）と運転室（２０）との間に予め設定された差圧が作用した場合に破壊するように構成されていることを特徴とする閉鎖装置。 - 前記作動装置は、正常運転中に予め圧縮されて可溶ハンダ装置、即ち、解除温度においてハンダが溶融可能になされた装置によって拘束された圧縮ばねが、破裂膜の中央に直接取り付けられ、これにより、溶融温度に達した際に圧縮ばねが解放され、その圧縮ばねが弛緩力によって破裂膜を破裂させる方式のばね作動式作動装置を備えていることを特徴とする請求項１７に記載の閉鎖装置。
- 解除温度に到達する前には作動装置を拘束するかその作用を相殺する鎖錠装置を備えていることを特徴とする請求項１７又は１８に記載の閉鎖装置。
- 特に請求項１ないし１６のいずれか１つに記載の原子力設備（４）に採用するための壁に配置された圧力逃がし開口（２２ａ、２２ｂ、２２ｃ）に対する閉鎖装置（２６）であって、
破裂膜（５０）あるいは破裂板を含む閉鎖要素（２４）を備え、その破裂要素が、壁に回転可能あるいは旋回可能に取り付けられた枠要素（４８）に固定されあるいは張られ、その枠要素（４８）が鎖錠要素（８３）によって閉鎖位置に固定され、鎖錠要素（８３）が、解除温度に到達した際に解錠されるように設計されているか、前記温度に依存した解除装置（８６）に連結されていることを特徴とする閉鎖装置。 - 閉鎖要素（２４）から離れて配置され解除状態において機械式あるいは空気圧式遠隔作動装置を介して、閉鎖要素（２４）あるいは鎖錠要素（８３）に作用する前記解除装置（８６）を備えていることを特徴とする請求項２０に記載の閉鎖装置。
- 鎖錠要素（８３）あるいは解除装置（８６）が解除温度において溶融可能な可溶ハンダ（６２）を含んでいることを特徴とする請求項２０又は２１に記載の閉鎖装置。
- 閉鎖要素（２４）を備え、該閉鎖要素（２４）が、開放過程が閉鎖要素（２４）の自重によって作動又は支援されるように、構成され壁に取り付けられていることを特徴とする請求項１７ないし２２のいずれか１つに記載の閉鎖装置。
- 閉鎖状態においてばねで負荷される閉鎖要素（２４）を備えていることを特徴とする請求項１７ないし２３のいずれか１つに記載の閉鎖装置。
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