JP5665644B2 - 原子炉格納容器の減圧装置及び減圧方法 - Google Patents

Description

本発明は、原子炉に係り、特に、緊急に原子炉圧力容器および原子炉格納容器への代替注水が必要になった場合に、圧力が高くなった原子炉格納容器内を任意の圧力レベルに減圧して、吐出圧の低いポンプによる注水も可能にした原子炉格納容器の減圧装置及び減圧方法に関する。

従来から沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）では、排気管に、電動弁と、設定破裂圧力に達すると破裂するラプチャーディスクとを直列に配設し、原子炉格納容器内の圧力が異常に上昇した際に、原子炉格納容器内の気体を大気中にベントするための機構が知られている（例えば、特許文献１参照。）。

図４に、このような沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の一例として、Ｍａｒｋ−Ｉ型ＢＷＲの概略構成を示す。図４に示すように、原子炉圧力容器１が鋼鉄製の原子炉格納容器２の中に内蔵されている。

Ｍａｒｋ−Ｉ型ＢＷＲの原子炉格納容器２は、原子炉圧力容器１及び再循環系（図示せず）を取り囲むフラスコ型のドライウェル３、その下に同心的に配置されたドーナツ型のサプレッションチャンバー４、ドライウェル３とサプレッションチャンバー４を放射状に連結する複数のベント管５、サプレッションチャンバー４の内部空間でベント管５の先端に連結されたドーナツ型のベントヘッダ６、ベントヘッダ６に接続された複数のダウンカマーパイプ７等の圧力抑制系から構成されている。

サプレッションチャンバー４にはプール水が張られており、ダウンカマーパイプ７の先端部分がこの水面下に没している。

主蒸気系配管８に取り付けられた主蒸気逃がし安全弁９から延びる主蒸気逃がし管１０の先端もサプレッションチャンバー４の水面下まで導かれている。

そして、原子炉圧力容器１内の圧力が過度に上昇した場合には、この主蒸気逃がし安全弁９を作動させて原子炉圧力容器１からの蒸気の一部をサプレッションチャンバー４のプール水中に放出して原子炉圧力容器１内の圧力上昇が抑制される。

サプレッションチャンバー４のプール水は、残留熱除去系（ＲＨＲ）により冷却されて循環しているが、この残留熱除去系が正常に機能しない、主蒸気逃がし安全弁が一旦開いた後機器の故障により閉弁しない、などの事故が重なった場合には、原子炉格納容器２内の圧力、温度が急激に上昇し、最終的には、原子炉格納容器２の設計限界を超える危険性が発生する。

原子炉格納容器２内に放出された放射性物質を含む気体等を安全に処理する設備として非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１４が設けられている。非常用ガス処理系１４は、図示を省略した湿分除去装置、高性能粒子フィルタ、ヨウ素用チャコールフィルタ、排気ファン等から構成されている。

原子炉格納容器２のサプレッションチャンバー４には、サプレッションチャンバー４と排気塔１５との間を連通する排気管１２が配設されている。この排気管１２は原子炉格納容器２内の気体を排気塔１５に移送して大気に放出するためのものである。この排気管１２には、上流側から順に、空気圧駆動弁からなるサプレッションチャンバー側第１隔離弁１１、電動弁（ＭＯ）１６、ラプチャーディスク１７がこの順で配設されている。

また、排気管１２の、サプレッションチャンバー側第１隔離弁１１と電動弁１６との間から分岐してドライウェル３に接続された分岐排気管１２ａが配設されており、この分岐排気管１２ａには、ドライウェル側第１隔離弁１１ａが配設されている。排気管１２と分岐排気管１２ａは耐圧配管とされている。

さらに、上記排気管１２のサプレッションチャンバー側第１隔離弁１１と、電動弁（ＭＯ）１６との間から分岐し、非常用ガス処理系１４を介して排気塔１５に接続されたパージ配管１８が配設されており、パージ配管１８には、空気圧駆動とされた第２隔離弁１３が配設されている。このパージ配管１８は、耐圧配管に比べて耐圧性の低い通常配管から構成されている。

原子炉格納容器２内の圧力が正常であり、原子炉格納容器２内を窒素ガスでパージするような場合、サプレッションチャンバー側第１隔離弁１１と第２隔離弁１３が遠隔操作で開かれ、サプレッションチャンバー４内の気体が、非常用ガス処理系１４で処理され、放射性物質等が除去された後、排気塔１５から高所放出される。

一方、原子炉格納容器２の圧力、温度が急激に上昇して原子炉格納容器２が損傷する可能性が考えられる場合には、サプレッションチャンバー側第１隔離弁１１又はドライウェル側第１隔離弁１１ａと、電動弁１６とが遠隔操作で開放される。これによって、排気管１２内の気体の圧力が予め設定したラプチャーディスク１７の設定破裂圧力に達するとラプチャーディスク１７が破裂して高圧の気体が急速に放出され、過圧による原子炉格納容器２の損傷が防止される。

ところで、このような従来のラプチャーディスク１７の破裂により原子炉格納容器２の損傷に至る過圧を防ぐようにした原子炉では、ラプチャーディスク１７の破裂設定圧力が原子炉格納容器２の最高使用圧力以上の圧力に設定されているため、この圧力以下での原子炉格納容器２内の気体をベントすることはできない。

したがって、原子炉冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）時のように、緊急に炉心への代替注水が必要になった場合には、原子炉格納容器の最大使用圧力以上の吐出圧力を持つポンプしか使うことができず、ポンプの調達範囲が制約されるという課題があった。

また、電動弁１６は、交流電源で駆動され、サプレッションチャンバー側第１隔離弁１１及びドライウェル側第１隔離弁１１ａは、空気圧で駆動され制御電源（直流電源）によって制御される。このため、外部電源喪失及び非常用電源喪失が重なる全交流電源喪失（ＳＢＯ）、又は空気作動弁の駆動源である空気圧の喪失、或いは弁制御のための制御電源（直流電源）の喪失のいずれかが発生した場合には、原子炉格納容器２内の気体のベントが行えなくなる可能性があった。

特開平３−２３５０９３号公報

従来のラプチャーディスクの破裂により原子炉格納容器の過圧による損傷を防ぐ技術では、ラプチャーディスクの破裂設定圧力が原子炉格納容器の最高使用圧力以上の圧力に設定されるため、原子炉格納容器への緊急の代替注水が必要になった場合に、原子炉格納容器の最大使用圧力以上の吐出圧力を持つポンプしか使うことができず、ポンプの調達範囲が制約されるという課題があった。

また、全交流電源喪失（ＳＢＯ）、又は空気作動弁の駆動源である空気圧の喪失、或いは弁制御のための制御電源（直流電源）の喪失のいずれかが発生した場合には、原子炉格納容器２内の気体のベントを行えなくなる可能性があった。

本発明は、かかる従来の課題を解決するためになされたもので、任意の圧力レベルで、原子炉格納容器内の気体をベントすることができるとともに、全交流電源喪失、空気作動弁の駆動源である空気圧の喪失が発生した際にも、原子炉格納容器内の気体をベントすることのできる原子炉格納容器の減圧装置及び減圧方法を提供することを目的とする。

本発明の原子炉格納容器の減圧装置の一態様は、原子炉圧力容器を収容する原子炉格納容器のサプレッションチャンバーに接続され、当該原子炉格納容器内の気体を排気塔に移送して大気に放出する排気管と、前記排気管内の前記原子炉格納容器側の気体圧力を駆動源として開動作し当該排気管を介した気体の移送を許容する自力開閉式第１隔離弁と、前記排気管の前記自力開閉式第１隔離弁より上流側の気体を前記自力開閉式第１隔離弁の駆動部に導入するための第１導圧配管と当該第１導圧配管に介挿された第１直流電源駆動弁とを有する自力開閉式第１隔離弁駆動用ラインと、前記排気管の前記自力開閉式第１隔離弁より下流側に配設され、当該排気管内の前記原子炉格納容器側の気体圧力を駆動源として開動作する自力開閉式第２隔離弁と、前記排気管の前記自力開閉式第２隔離弁より上流側の気体を前記自力開閉式第２隔離弁の駆動部に導入するための第２導圧配管と当該第２導圧配管に介挿された第２直流電源駆動弁とを有する自力開閉式第２隔離弁駆動用ラインと、前記排気管の前記自力開閉式第１隔離弁と前記自力開閉式第２隔離弁との間から分岐し、非常用ガス処理系に接続されたパージ配管と、前記パージ配管に介挿され当該パージ配管内の前記原子炉格納容器側の気体圧力を駆動源として開動作するパージ側自力開閉式第２隔離弁と、前記パージ配管の前記パージ側自力開閉式第２隔離弁より上流側の気体を前記パージ側自力開閉式第２隔離弁の駆動部に導入するための第４導圧配管と当該第４導圧配管に介挿された第４直流電源駆動弁とを有するパージ側自力開閉式第２隔離弁駆動用ラインと、前記自力開閉式第１隔離弁をバイパスする配管に介挿され外部からの空気圧で駆動されるパージ弁と、を有することを特徴とする。

本発明の原子炉格納容器の減圧方法の一態様は、原子炉圧力容器を収容する原子炉格納容器のサプレッションチャンバーに接続され、当該原子炉格納容器内の気体を排気塔に移送して大気に放出する排気管と、前記排気管内の前記原子炉格納容器側の気体圧力を駆動源として開動作し当該排気管を介した気体の移送を許容し、かつ、開状態で弁棒の移動を機械的に制限し開状態を維持する機構を具備している自力開閉式第１隔離弁と、前記排気管の前記自力開閉式第１隔離弁より上流側の気体を前記自力開閉式第１隔離弁の駆動部に導入するための第１導圧配管と当該第１導圧配管に介挿された第１直流電源駆動弁とを有する自力開閉式第１隔離弁駆動用ラインと、前記排気管の前記自力開閉式第１隔離弁より下流側に配設され、当該排気管内の前記原子炉格納容器側の気体圧力を駆動源として開動作し、かつ、開状態で弁棒の移動を機械的に制限し開状態を維持する機構を具備している自力開閉式第２隔離弁と、前記排気管の前記自力開閉式第２隔離弁より上流側の気体を前記自力開閉式第２隔離弁の駆動部に導入するための第２導圧配管と当該第２導圧配管に介挿された第２直流電源駆動弁とを有する自力開閉式第２隔離弁駆動用ラインと、を配設し、前記第１直流電源駆動弁と、前記第２直流電源駆動弁に通電して開弁することによって、前記原子炉圧力容器内の気体を前記排気管を通じて大気に放出することを特徴とする。

本発明によれば、任意の圧力レベルで、原子炉格納容器内の気体をベントすることができるとともに、全交流電源喪失、空気作動弁の駆動源である空気圧の喪失が発生した際にも、原子炉格納容器内の気体をベントすることのできる原子炉の減圧装置及び減圧方法を提供することができる。

本発明の第１実施形態の要部構成を模式的に示す図。 本発明の第２実施形態の要部構成を模式的に示す図。 隔離弁の構成を模式的に示す図。 従来の原子炉の要部構成を模式的に示す図。

次に、本発明を、Ｍａｒｋ−Ｉ型沸騰水型原子炉に適用した実施形態について、図面を参照して説明する。

図１は、本発明の第１実施形態に係る原子炉の要部概略構成を示す系統図である。なお、図１において、図４に示した従来の原子炉格納容器の減圧装置と対応する部分には同一符号を付して重複する説明を省略する。

図１に示す原子炉は、いわゆるＭａｒｋ−Ｉ型ＢＷＲであって、ドライウェル３と、サプレッションチャンバー４、ベント管５、ベントヘッダ６、ダウンカマーパイプ７等の圧力抑制系から主要部分が構成されている。

原子炉格納容器２には、サプレッションチャンバー４を貫通して内部空間に開口する排気管１２と、排気管１２から分岐しドライウェル３を貫通して内部空間に開口する分岐排気管１２ａが配設されている。排気管１２には、通常の空気圧駆動弁からなるサプレッションチャンバー側第１隔離弁１１が配設されている。また、このサプレッションチャンバー側第１隔離弁１１をバイパスするように並列に、通常の空気圧駆動弁からなるパージ弁２０と、自力開閉式空気作動弁からなる自力開閉式第１隔離弁２１が配設されている。パージ弁２０は、サプレッションチャンバー側第１隔離弁１１及び自力開閉式第１隔離弁２１に比べて容量の少ない弁であり、通常時に原子炉格納容器２内を窒素ガスでパージする際等に開かれる。

上記自力開閉式第１隔離弁２１は、排気管１２内の原子炉格納容器２側の気体圧力を駆動源として開動作し排気管１２を介した気体の移送を許容する。この自力開閉式第１隔離弁２１には、排気管１２の自力開閉式第１隔離弁２１より上流側の気体を自力開閉式第１隔離弁２１の駆動部に導入するための導圧配管２２ａと導圧配管２２ａに介挿され直流電源によって駆動される直流電源駆動弁２２ｂとを有する自力開閉式第１隔離弁駆動用ライン２２が配設されている。

また、排気管１２の自力開閉式第１隔離弁２１より下流側には、自力開閉式空気作動弁からなる自力開閉式第２隔離弁３１が配設されている。自力開閉式第２隔離弁３１は、排気管１２内の原子炉格納容器２側の気体圧力を駆動源として開動作し排気管１２を介した気体の移送を許容する。この自力開閉式第２隔離弁３１には、排気管１２の自力開閉式第２隔離弁３１より上流側の気体を自力開閉式第２隔離弁３１の駆動部に導入するための導圧配管３２ａと導圧配管３２ａに介挿され直流電源によって駆動される直流電源駆動弁３２ｂとを有する自力開閉式第２隔離弁駆動用ライン３２が配設されている。

また、排気管１２から分岐してドライウェル３の内部空間に開口する分岐排気管１２ａには、ドライウェル３側の分岐排気管１２ａ内の気体圧力を駆動源として開動作し、分岐排気管１２ａ及び排気管１２を介した気体の移送を許容するドライウェル側自力開閉式第１隔離弁２３が配設されている。このドライウェル側自力開閉式第１隔離弁２３には、分岐排気管１２ａのドライウェル側自力開閉式第１隔離弁２３より上流側の気体をドライウェル側自力開閉式第１隔離弁２３の駆動部に導入するための導圧配管２４ａとこの導圧配管２４ａに介挿された直流電源駆動弁２４ｂとを有するドライウェル側自力開閉式第１隔離弁駆動用ライン２４が配設されている。

さらに、排気管１２から分岐し、非常用ガス処理系１４を介して排気塔１５に接続されたパージ配管１８には、自力開閉式空気作動弁からなるパージ側自力開閉式第２隔離弁３３が配設されている。このパージ側自力開閉式第２隔離弁３３には、パージ配管１８のパージ側自力開閉式第２隔離弁３３より上流側の気体をパージ側自力開閉式第２隔離弁３３の駆動部に導入するための導圧配管３４ａと導圧配管３４ａに介挿され直流電源によって駆動される直流電源駆動弁３４ｂとを有するパージ側自力開閉式第２隔離弁駆動用ライン３４が配設されている。

パージ配管１８のパージ側自力開閉式第２隔離弁３３の下流側には、自力開閉式空気作動弁からなり、パージ配管１８のパージ側自力開閉式第２隔離弁３３側の気体圧力を駆動源として閉動作するパージ配管閉塞弁３７が配設されている。このパージ配管閉塞弁３７には、パージ配管１８のパージ配管閉塞弁３７より上流側の気体をパージ配管閉塞弁３７の駆動部に導入するための導圧配管を有するパージ配管閉塞弁駆動用ライン３８が配設されている。

パージ配管閉塞弁３７は、常時開とされており、パージ側自力開閉式第２隔離弁３３が開かれている時に、パージ配管１８内の圧力が上昇してパージ配管１８の耐圧を超えるような圧力となった場合に、この気体の圧力によって自動的に閉塞する構成となっている。

また、パージ配管１８には、非常用ガス処理系１４をバイパスして排気塔１５に接続されたバイパス配管１８ａが配設されている。このバイパス配管１８ａには、自力開閉式空気作動弁からなるバイパス側自力開閉式第２隔離弁３５が配設されている。このバイパス側自力開閉式第２隔離弁３５には、バイパス配管１８ａのバイパス側自力開閉式第２隔離弁３５より上流側の気体をバイパス側自力開閉式第２隔離弁３５の駆動部に導入するための導圧配管３６ａと導圧配管３６ａに介挿され直流電源によって駆動される直流電源駆動弁３６ｂとを有するバイパス側自力開閉式第２隔離弁駆動用ライン３６が配設されている。

バイパス配管１８ａのバイパス側自力開閉式第２隔離弁３５の下流側には、自力開閉式空気作動弁からなり、バイパス配管１８ａのバイパス側自力開閉式第２隔離弁３５側の気体圧力を駆動源として閉動作するバイパス配管閉塞弁３９が配設されている。このバイパス配管閉塞弁３９には、バイパス配管１８ａのバイパス配管閉塞弁３９より上流側の気体をバイパス配管閉塞弁３９の駆動部に導入するための導圧配管を有するバイパス配管閉塞弁駆動用ライン４０が配設されている。

バイパス配管閉塞弁３９は、常時開とされており、バイパス側自力開閉式第２隔離弁３５が開かれている時に、パージ配管１８内の圧力が上昇してパージ配管１８の耐圧を超えるような圧力となった場合に、この気体の圧力によって自動的に閉塞する構成となっている。

上記構成の第１実施形態において、自力開閉式空気弁からなる、自力開閉式第１隔離弁２１、ドライウェル側自力開閉式第１隔離弁２３、自力開閉式第２隔離弁３１、パージ側自力開閉式第２隔離弁３３、バイパス側自力開閉式第２隔離弁３５は、その駆動力として原子炉格納容器２内の気体の圧力を用いている。また、これらの自力開閉式空気弁に設けられた直流電源駆動弁２２ｂ，２４ｂ，３２ｂ，３４ｂ，３６ｂは、制御用電源である直流電源を駆動源としており、直流電源が喪失した場合は、バッテリー（蓄電池、乾電池）から供給される直流電源で駆動できる構成となっている。

したがって、非常時に、全交流電源喪失（ＳＢＯ）、空気作動弁の駆動源である空気圧の喪失、弁制御のための制御電源（直流電源）の喪失が全て発生した場合においても、直流電源駆動弁２２ｂ，２４ｂ，３２ｂ，３４ｂ，３６ｂへ供給する直流電源を、乾電池等の電池からの直流電源に切り替えることによって、上記の各自力開閉式第１隔離弁２１、ドライウェル側自力開閉式第１隔離弁２３、自力開閉式第２隔離弁３１、パージ側自力開閉式第２隔離弁３３、バイパス側自力開閉式第２隔離弁３５を動作させることができ、原子炉格納容器２内の気体のベントを行えるようになっている。

非常時に、原子炉格納容器２内からの気体のベントをする必要が生じた場合、先ず、サプレッションチャンバー４側からプール水を通過することによってある程度放射性物質が除去された気体をベントする。この場合、原子炉格納容器２内の圧力が高くなっていない状態では、自力開閉式第１隔離弁２１及びパージ側自力開閉式第２隔離弁３３を開き、非常用ガス処理系１４を介した気体のベントを行う。この場合、非常用ガス処理系１４で処理されて放射性物質の除去された気体が排気塔１５へ送られて高所放出される。

一方、既に原子炉格納容器２内の圧力が高くなっており、耐圧の関係で非常用ガス処理系１４を使用することができない場合は、自力開閉式第１隔離弁２１及び自力開閉式第２隔離弁３１を開くことによって、原子炉格納容器２内の気体のベントを行う。さらに、サプレッションチャンバー４内の水位が一定以上に上昇している場合は、自力開閉式第１隔離弁２１ではなく、ドライウェル側自力開閉式第１隔離弁２３及び自力開閉式第２隔離弁３１を開くことによって、原子炉格納容器２内の気体のベントを行う。

上記のように原子炉格納容器２内の気体のベントを行い、原子炉格納容器２内の圧力を低下させることによって、高圧なポンプを使用することなく、原子炉圧力容器１内への注水を行うことが可能となる。したがって、原子炉冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）時のように、原子炉圧力容器１内への代替注水を緊急かつ大量に行う必要があるのに、吐出圧力が原子炉格納容器２の圧力よりも高いポンプだけでは十分な注水が行えない場合には、従来のようにラプチャーディスクの破裂耐圧に制限されることなく、任意の圧力下において原子炉格納容器２内の気体をベントすることができ、吐出圧の低いポンプによる注水も可能にすることができる。

なお、上記の説明において、サプレッションチャンバー側第１隔離弁１１及びパージ弁２０を開くための空気圧が確保されている場合は、自力開閉式第１隔離弁２１ではなく、サプレッションチャンバー側第１隔離弁１１又はパージ弁２０を開いてもよい。

ところで、上記したとおり、直流電源駆動弁２２ｂ，２４ｂ，３２ｂ，３４ｂ，３６ｂは、バッテリー（蓄電池、乾電池）から供給される直流電源で駆動できる構成となっているが、自力開閉式第１隔離弁２１、ドライウェル側自力開閉式第１隔離弁２３、自力開閉式第２隔離弁３１、パージ側自力開閉式第２隔離弁３３、バイパス側自力開閉式第２隔離弁３５を開状態に維持するためには、直流電源駆動弁２２ｂ，２４ｂ，３２ｂ，３４ｂ，３６ｂに対する直流電源の供給を続ける必要がある。

一方、自立開閉式空気弁は、例えば図３に示されるように、弁体（図示せず。）を収容するバルブケーシング１０１、先端部に弁体が設けられた弁棒１０２、弁棒１０２を付勢するバネ１０３、駆動用空気が導入されるダイヤフラム１０４等からその主要部が構成されている。したがって、弁棒１０２が移動して、弁体が開状態となった際に、バルブケーシング１０１と弁棒１０２のフランジ部１０５等の位置を機械的に一定に維持する係止部材（所謂ギャグ等）１１０が挿入されるようにして、直流電源駆動弁２２ｂ，２４ｂ，３２ｂ，３４ｂ，３６ｂに対する直流電源の供給が停止された際にも、自力開閉式第１隔離弁２１、ドライウェル側自力開閉式第１隔離弁２３、自力開閉式第２隔離弁３１、パージ側自力開閉式第２隔離弁３３、バイパス側自力開閉式第２隔離弁３５を開状態に維持できるようにすることができる。

さらには、上記係止部材１１０を電気的に駆動して、挿入、引き抜き可能とすれば、係止部材１１０を引き抜くことによって自力開閉式第１隔離弁２１、ドライウェル側自力開閉式第１隔離弁２３、自力開閉式第２隔離弁３１、パージ側自力開閉式第２隔離弁３３、バイパス側自力開閉式第２隔離弁３５を閉じることもできる。

図２は、第２実施形態に係る原子炉の要部概略構成を示す系統図である。なお、図２において、図１に示した第１実施形態の原子炉と対応する部分には同一符号を付して重複する説明を省略する。

図２に示すように、第２実施形態では、第１実施形態における空気駆動弁からなるサプレッションチャンバー側第１隔離弁１１を省略するとともに、パージ配管閉塞弁３８及びバイパス配管閉塞弁３９を省略したものである。このような構成としても、第１実施形態の場合と同様に、全交流電源喪失（ＳＢＯ）、空気作動弁の駆動源である空気圧の喪失、弁制御のための制御電源（直流電源）の喪失が全て発生した場合においても、各自力開閉式第１隔離弁２１、ドライウェル側自力開閉式第１隔離弁２３、自力開閉式第２隔離弁３１、パージ側自力開閉式第２隔離弁３３、バイパス側自力開閉式第２隔離弁３５を動作させることができ、原子炉格納容器２内の気体のベントを行うことができる。

なお、以上の実施形態は、Ｍａｒｋ−I型ＢＷＲに本発明を適用した場合について説明したが、本発明はかかる実施形態に限定されるべきものではなく、Ｍａｒｋ−II型ＢＷＲあるいはＡＢＷＲの原子炉格納容器の減圧装置についても同様に適用することが可能である。

１……原子炉圧力容器、２……原子炉格納容器、３……ドライウェル、４……サプレッションチャンバー、５……ベント管、６……ベントヘッダ、７……ダウンカマーパイプ、８……主蒸気系配管、９……主蒸気逃がし安全弁、１０……主蒸気逃がし管、１１……サプレッションチャンバー側第１隔離弁、１１ａ……ドライウェル側第１隔離弁、１２……排気管、１２ａ……分岐排気管、１３……第２隔離弁、１４……非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）、１２ａ，１２ｂ……第１隔離弁、１５……排気塔、１６……電動弁、１７……ラプチャーディスク、１８……パージ配管、１８ａ……バイパス配管、２０……パージ弁、２１……自力開閉式第１隔離弁、２２ａ，２４ａ，３２ａ，３４ａ，３６ａ……導圧配管、２２ｂ，２４ｂ，３２ｂ，３４ｂ，３６ｂ……直流電源駆動弁、２２……自力開閉式第１隔離弁駆動用ライン、２４……ドライウェル側自力開閉式第１隔離弁駆動用ライン、３１……自力開閉式第２隔離弁、３２……自力開閉式第２隔離弁駆動用ライン、３３……パージ側自力開閉式第２隔離弁、３４……パージ側自力開閉式第２隔離弁駆動用ライン、３５……バイパス側自力開閉式第２隔離弁、３６……バイパス側自力開閉式第２隔離弁駆動用ライン、３７……パージ配管閉塞弁、３８……パージ配管閉塞弁駆動用ライン、３９……バイパス配管閉塞弁、４０……バイパス配管閉塞弁駆動用ライン。

Claims (9)

1. 原子炉圧力容器を収容する原子炉格納容器のサプレッションチャンバーに接続され、当該原子炉格納容器内の気体を排気塔に移送して大気に放出する排気管と、
   前記排気管内の前記原子炉格納容器側の気体圧力を駆動源として開動作し当該排気管を介した気体の移送を許容する自力開閉式第１隔離弁と、
   前記排気管の前記自力開閉式第１隔離弁より上流側の気体を前記自力開閉式第１隔離弁の駆動部に導入するための第１導圧配管と当該第１導圧配管に介挿された第１直流電源駆動弁とを有する自力開閉式第１隔離弁駆動用ラインと、
   前記排気管の前記自力開閉式第１隔離弁より下流側に配設され、当該排気管内の前記原子炉格納容器側の気体圧力を駆動源として開動作する自力開閉式第２隔離弁と、
   前記排気管の前記自力開閉式第２隔離弁より上流側の気体を前記自力開閉式第２隔離弁の駆動部に導入するための第２導圧配管と当該第２導圧配管に介挿された第２直流電源駆動弁とを有する自力開閉式第２隔離弁駆動用ラインと、
   前記排気管の前記自力開閉式第１隔離弁と前記自力開閉式第２隔離弁との間から分岐し、非常用ガス処理系に接続されたパージ配管と、
   前記パージ配管に介挿され当該パージ配管内の前記原子炉格納容器側の気体圧力を駆動源として開動作するパージ側自力開閉式第２隔離弁と、
   前記パージ配管の前記パージ側自力開閉式第２隔離弁より上流側の気体を前記パージ側自力開閉式第２隔離弁の駆動部に導入するための第４導圧配管と当該第４導圧配管に介挿された第４直流電源駆動弁とを有するパージ側自力開閉式第２隔離弁駆動用ラインと、
   前記自力開閉式第１隔離弁をバイパスする配管に介挿され外部からの空気圧で駆動されるパージ弁と、
   を有することを特徴とする原子炉格納容器の減圧装置。
2. 前記排気管の前記自力開閉式第１隔離弁が配設された部位には、前記自力開閉式第１隔離弁及び前記パージ弁と並列して、外部からの空気圧で駆動される第１隔離弁がさらに配設されている
   ことを特徴とする請求項１記載の原子炉格納容器の減圧装置。
3. 前記パージ配管から分岐して前記非常用ガス処理系をバイパスするバイパス配管と、
   前記バイパス配管に介挿され当該バイパス配管内の前記原子炉格納容器側の気体圧力を駆動源として開動作するバイパス側自力開閉式第２隔離弁と、
   前記バイパス配管の前記バイパス側自力開閉式第２隔離弁より上流側の気体を前記バイパス側自力開閉式第２隔離弁の駆動部に導入するための第５導圧配管と当該第５導圧配管に介挿された第５直流電源駆動弁とを有するバイパス側自力開閉式第２隔離弁駆動用ラインと、
   を具備したことを特徴とする請求項１又は２記載の原子炉格納容器の減圧装置。
4. 前記パージ配管の前記パージ側自力開閉式第２隔離弁より下流側に設けられ、前記パージ配管の前記パージ側自力開閉式第２隔離弁側の気体圧力を駆動源として閉動作するパージ配管閉塞弁と、
   前記パージ配管の前記パージ配管閉塞弁より上流側の気体を前記パージ配管閉塞弁の駆動部に導入するための第６導圧配管を有するパージ配管閉塞弁駆動用ラインと、
   前記バイパス配管のバイパス側自力開閉式第２隔離弁より下流側に設けられ、前記バイパス配管の前記バイパス側自力開閉式第２隔離弁側の気体圧力を駆動源として閉動作するバイパス配管閉塞弁と、
   前記バイパス配管の前記バイパス配管閉塞弁より上流側の気体を前記バイパス配管閉塞弁の駆動部に導入するための第７導圧配管を有するバイパス配管閉塞弁駆動用ラインと、
   を具備したことを特徴とする請求項３記載の原子炉格納容器の減圧装置。
5. 少なくとも前記自力開閉式第１隔離弁と前記自力開閉式第２隔離弁は、開状態で弁棒の移動を機械的に制限し開状態を維持する機構を具備している
   ことを特徴とする請求項１〜４いずれか１項記載の原子炉格納容器の減圧装置。
6. 原子炉圧力容器を収容する原子炉格納容器のサプレッションチャンバーに接続され、当該原子炉格納容器内の気体を排気塔に移送して大気に放出する排気管と、
   前記排気管内の前記原子炉格納容器側の気体圧力を駆動源として開動作し当該排気管を介した気体の移送を許容する自力開閉式第１隔離弁と、
   前記排気管の前記自力開閉式第１隔離弁より上流側の気体を前記自力開閉式第１隔離弁の駆動部に導入するための第１導圧配管と当該第１導圧配管に介挿された第１直流電源駆動弁とを有する自力開閉式第１隔離弁駆動用ラインと、
   前記排気管の前記自力開閉式第１隔離弁より下流側に配設され、当該排気管内の前記原子炉格納容器側の気体圧力を駆動源として開動作する自力開閉式第２隔離弁と、
   前記排気管の前記自力開閉式第２隔離弁より上流側の気体を前記自力開閉式第２隔離弁の駆動部に導入するための第２導圧配管と当該第２導圧配管に介挿された第２直流電源駆動弁とを有する自力開閉式第２隔離弁駆動用ラインと、
   を有し、
   少なくとも前記自力開閉式第１隔離弁と前記自力開閉式第２隔離弁は、開状態で弁棒の移動を機械的に制限し開状態を維持する機構を具備している
   ことを特徴とする原子炉格納容器の減圧装置。
7. 前記排気管の前記自力開閉式第１隔離弁と前記自力開閉式第２隔離弁との間から分岐し、前記原子炉格納容器のドライウェルに接続された分岐排気管と、
   前記分岐排気管内の前記原子炉格納容器側の気体圧力を駆動源として開動作し当該分岐排気管を介した気体の移送を許容するドライウェル側自力開閉式第１隔離弁と、
   前記分岐排気管の前記ドライウェル側自力開閉式第１隔離弁より上流側の気体を前記ドライウェル側自力開閉式第１隔離弁の駆動部に導入するための第３導圧配管と当該第３導圧配管に介挿された第３直流電源駆動弁とを有するドライウェル側自力開閉式第１隔離弁駆動用ラインと、
   を具備したことを特徴とする請求項１〜６いずれか１項記載の原子炉格納容器の減圧装置。
8. 前記第１〜５直流電源駆動弁が、電池からの直流電源で駆動可能とされている
   ことを特徴とする請求項１〜７いずれか１項記載の原子炉格納容器の減圧装置。
9. 原子炉圧力容器を収容する原子炉格納容器のサプレッションチャンバーに接続され、当該原子炉格納容器内の気体を排気塔に移送して大気に放出する排気管と、
   前記排気管内の前記原子炉格納容器側の気体圧力を駆動源として開動作し当該排気管を介した気体の移送を許容し、かつ、開状態で弁棒の移動を機械的に制限し開状態を維持する機構を具備している自力開閉式第１隔離弁と、
   前記排気管の前記自力開閉式第１隔離弁より上流側の気体を前記自力開閉式第１隔離弁の駆動部に導入するための第１導圧配管と当該第１導圧配管に介挿された第１直流電源駆動弁とを有する自力開閉式第１隔離弁駆動用ラインと、
   前記排気管の前記自力開閉式第１隔離弁より下流側に配設され、当該排気管内の前記原子炉格納容器側の気体圧力を駆動源として開動作し、かつ、開状態で弁棒の移動を機械的に制限し開状態を維持する機構を具備している自力開閉式第２隔離弁と、
   前記排気管の前記自力開閉式第２隔離弁より上流側の気体を前記自力開閉式第２隔離弁の駆動部に導入するための第２導圧配管と当該第２導圧配管に介挿された第２直流電源駆動弁とを有する自力開閉式第２隔離弁駆動用ラインと、
   を配設し、前記第１直流電源駆動弁と、前記第２直流電源駆動弁に通電して開弁することによって、前記原子炉圧力容器内の気体を前記排気管を通じて大気に放出することを特徴とする原子炉格納容器の減圧方法。

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