JPH02238399A - 原子炉格納施設 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 ［発明の目的］ （産業上の利用分野） 本発明は原子力発電設備の原子炉格納！設に関する。

（従来の技術） たとえば発電用沸騰水型原子炉においては、通常、原子
炉格納施設は原子炉を内蔵する原子炉格納容器と、この
原子炉格納容器を収納する原子炉棟と、ざらにこの原子
炉棟内の空気を処理する非常用ガス処理設備とを備えて
いる。このようにして原子炉事故時には原子炉を原子炉
格納容器と原子炉棟によって外部に対して二重に隔離し
ている。

また、原子炉格納容器から原子炉棟内へ漏洩してくる微
量の放射能は非常用ガス処理設備により処理して外部環
境への放射能放出を制限するように構成ざれている。

ところで、ソ連で発生したチェルノブイリ原子力発電所
の事故以来、原子炉格納容器内に多邑の水素および水蒸
気が蓄積し、原子炉格納容器が高温，高圧にさらされる
ような苛酷な事故に対して原子炉格納容器の健全性を維
持し、発電所周辺への放射能の放出を制限できる有効な
手段が要求されている。

この手段としてたとえば特公昭６２−４７２７９号公報
および特公昭６２−４７２８０号公報に開示された原子
炉プラントの水素処理システムおよび放射性ガスの処理
方法，特願昭６０−３　１　４５５号の原子炉格納ｔＭ
設などが知られている。

また、その他の手段としても砂を巨大な塔内に充填して
フィルタの効果をもたせようとする゛サンドフィルタ゛
′と呼ばれるものが知られている。

（発明が解決しようとする課題） 上記の各手段のうち、特公昭６２−４７２７９号公報お
よび同６２−４７２８０号公報では高温，高圧の条件下
で使用ざれる回転機器および空気抽出器（エジエクター
）を駆動させるための蒸気発生設備等を必要とし、設備
の信頼性を損なう恐れがある。特に、特公昭６２−４７
２７９号公報では原子炉格納容器と水素酸素再結合器と
の間にブロワを設けているが、上記と同様に設備の信頼
性に課題がある。また、特願昭６０−３１４５５号の原
子炉格納施設は設備も簡便で、費用も少なくてすむが、
多量の水素に対する処理手段が考慮ざれておらず、局所
的な水素の燃焼爆発生などが否定できない。ざらに、サ
ンドフィルタは巨大なスペースと費用を必要とし、かつ
その効果についても明確にざれておらず、苛酷な事故に
対処できる保証はない。

本発明は上記技術課題を解決するためになされたもので
、苛酷事故時に多母に発生する水素と水蒸気を簡便な手
段で費用も少なく確実に事故を処理することによって原
子炉格納容器の健全性を維持できる原子炉格納施設を提
供することにある。

［発明の構成コ （課題を解決するための手段） 本発明は原子炉を内蔵する原子炉格納容器と、前記原子
炉から主蒸気管を介して接続されたタービンの復水器と
、この復水器内の排ガスを空気抽出器で抽出し排ガス予
熱器で加熱する装置を備えた気体廃棄物処理設備と、前
記原子炉格納容器と前記空気抽出器の出口側に接続され
た放出配管系と、前記排ガス予熱器の出口側に接続され
た空気供給装置とを具備したことを特徴とする。

（作　用） 苛酷事故時にはタービン復水器の排ガスを処理する必要
はなく、気体廃棄物処理設備は休止設備となっている。

この時、放出配管系を経由して原子炉格納容器内の気体
を気体廃棄物処理設備へ放出すると、気体廃棄物設備の
排ガス再結合器で、水素は再結合ざれ、排ガス復水器で
水蒸気は凝縮され、希ガスなどの放射性物質は希ガスホ
ールドアップ装置で減衰除去される。この場合、空気供
給装置から所定量の酸素を供給することによって再結合
器での水素と酸素の再結合を促進することができる。

このようにして、原子炉格納容器内の気体を放出できる
ため、原子炉格納容器の圧力の上昇は押制され、原子炉
格納容器の健全性は維持される。

（実施例》 本発明に係る原子炉格納施設の一実施例を図面を参照し
て説明する。

図は本発明の一実施例の概略配置図を示したものである
。一般に原子力発電設備は原子炉１１．主蒸気管１７，
タービン１３，発電機１４，復水器１５，給水ポンプ１
６および給水管１８という基本的構成要素を有し、冷却
材がこれらの経路の主蒸気管１７，復水器１５および給
水管１８を蒸気や水の形で循環するように構成ざれてい
る。

そして、原子炉１１は原子炉格納容器１２内に内蔵され
、一方、復水器１５には気体廃棄物処理設備２ｏが接続
され、復水器１５内の気体を主排気筒３０を経由して大
気中に放出されるように構成ざれている。

さらに、気体廃棄物処理設備２０は空気抽出器２１，排
ガス予熱器２２，排ガス再結合器２３，排ガス復水器２
４，除湿冷却器２５，希ガスホールドアップ装置２６，
フィルタ２７，排ガス抽出器２８等から構成ざれている
。

このように構成ざれる原子力発電設備において、原子炉
格納容器１２と気体廃棄物処理設備２０の空気抽出器２
１出口部とを連結する放出配管系１を設けるとともに、
放出配管系１の途中に放出流量調整便２と切換弁３とを
配置することにより、原子炉格納設備を構成する。

また、排ガス再結合器２３には空気供給装置４が連結ざ
れ、所定量の酸素が排ガス再結合器に供給ざれるよう構
成ざれている。

上記したように構成された本実施例の原子炉格納施設に
おいて、多量の水素や水蒸気が原子炉格納容器１２内に
発生蓄積する苛酷事故が万万一にも生じた場合には、切
換弁３を用いて気体廃棄物処理設備２０を原子炉格納容
器１２に連絡させ、放出流伍調整弁２で流量を調整しな
がら原子炉格納容器１２内の気体を気体廃棄物処理設備
２０へ放出する。

この時、気体の放出源としては原子炉格納容器１２の内
圧を用いるため、設備構成が簡略化され、設備全体の信
頼性が向上する。

放出された気体中の水素は、気体廃棄物処理設備２０の
排ガス再結合器２３で空気供給装置４から供給ざれる酸
素と再結合ざれ水蒸気に変換される。

ざらに、気体中の水蒸気は気体廃棄物処理設備２０の排
ガス復水器２４で冷却凝縮され、水に戻され、図示しな
い排水設備で処理ざれる。

さらに、気体中の希ガスや放射性粒子等の放射性物質は
、気体廃棄物処理設備２０の希ガスホールドアップ装置
２６とフィルタ２７により減衰ざれ、除去されて残され
た気体は主排気筒３０から排ガス抽出器２８で抽気され
、排出管２９を通り大気中に放出ざれる。

このようにして苛酷事故時に原子炉格納容器１２内で発
生し、蓄積される多量の水素と水蒸気は安全に処理され
るため、原子炉格納容器１２の圧力の上昇は抑制ざれ、
健全性が維持される結果、制岨ざれない放射性物質の大
気中への放散という最悪の事態の発生を防ぐことができ
る。

なお、水素は燃料被覆管の材料として用いられているジ
ルコニウムと水との酸化反応によって多量に発生するも
のと想定ざれ、この場合酸素は消費されてしまうため、
上記実施例では排ガス再結合器２３の上流側に空気供給
装置４を設け、所定団の酸素を供給するよう構成するこ
とにより、排ガス再結合器２３での水素と酸素の再結合
反応を促進することができる。

この空気供給装置４としては酸素ボンベ等の静的機器を
用いても良く、あるいは発電所内に設置ざれている計装
用圧縮空気供給設備から供給ざれる圧縮空気を用いるこ
ともできる。

［発明の効果］ 本発明によれば、水素と水蒸気が多量に原子炉容器内に
発生し、蓄積するような万万一の苛酷事故の場合にも原
子炉格納容器内の気体を安全に処理しながら、主排気筒
から大気中に放出できる。

そのため、原子炉格納容器の内圧の上昇を抑制すること
ができ、原子炉格納容器の健全性が維持ざれる。その結
果、制御されない放射性物質の大気中の放散という最悪
な事態の発生を防ぐことが簡便な手段で費用も少なく実
施できる。

【図面の簡単な説明】

図は本発明に係る原子炉格納ｔＮ設の一実施例の概略配
置図である。 １・・・放出配管系 ２・・・放出流量調整弁 ３・・・切換弁 ４・・・空気供給装置 １１・・・原子炉 １２・・・原子炉格納容器 １３・・・タービン １５・・・復水器 １７・・・主蒸気管 ２０・・・気体廃棄物処理設備 ２１・・・空気抽出器 ２２・・・排ガス予熱器 （　８７３３　）代理人　弁理士　猪　股　祥　晃（ば
か　１名）

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 原子炉を内蔵する原子炉格納容器と、前記原子炉から主
   蒸気管を介して接続されたタービンの復水器と、この復
   水器内の排ガスを空気抽出器で抽出し排ガス予熱器で加
   熱する装置を備えた気体廃棄物処理設備と、前記原子炉
   格納容器と前記空気抽出器の出口側に接続された放出配
   管系と、前記排ガス予熱器の出口側に接続された空気供
   給装置とを具備したことを特徴とする原子炉格納施設。