JPH0376439B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPH0376439B2 JPH0376439B2 JP57141941A JP14194182A JPH0376439B2 JP H0376439 B2 JPH0376439 B2 JP H0376439B2 JP 57141941 A JP57141941 A JP 57141941A JP 14194182 A JP14194182 A JP 14194182A JP H0376439 B2 JPH0376439 B2 JP H0376439B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- valve
- pressure
- containment vessel
- reactor containment
- detector
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired - Lifetime
Links
- 239000007789 gas Substances 0.000 claims description 33
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims description 31
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 claims description 29
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 claims description 19
- 238000002347 injection Methods 0.000 claims description 18
- 239000007924 injection Substances 0.000 claims description 18
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 claims description 13
- 238000011144 upstream manufacturing Methods 0.000 claims description 9
- 238000000034 method Methods 0.000 claims 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 15
- 230000001629 suppression Effects 0.000 description 6
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 5
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 5
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 3
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 3
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 3
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 3
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 3
- 238000003608 radiolysis reaction Methods 0.000 description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 2
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 2
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000001902 propagating effect Effects 0.000 description 2
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 1
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 230000000630 rising effect Effects 0.000 description 1
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の技術分野〕
本発明は事故時に原子炉格納容器内で発生する
水素等の可燃性ガスを安全に外部に放出し、原子
炉格納容器内の圧力上昇を防止する原子炉格納容
器内減圧装置に関する。
水素等の可燃性ガスを安全に外部に放出し、原子
炉格納容器内の圧力上昇を防止する原子炉格納容
器内減圧装置に関する。
沸騰水形原子炉等の軽水炉は、原子炉格納容器
内に原子炉圧力容器を収容し、万一冷却材等の漏
洩が生じた場合に放射性物質が外部に拡散するの
を防止するように構成されている。また、この原
子炉格納容器には圧力抑制室が設けられており、
高温高圧の冷却材が漏洩した場合にはこの蒸気を
圧力抑制室内に放出して凝縮させ、原子炉格納容
器内の内圧上昇を防止している。そして、原子炉
の事故時には、この原子炉格納容器は外部から完
全に隔離される。
内に原子炉圧力容器を収容し、万一冷却材等の漏
洩が生じた場合に放射性物質が外部に拡散するの
を防止するように構成されている。また、この原
子炉格納容器には圧力抑制室が設けられており、
高温高圧の冷却材が漏洩した場合にはこの蒸気を
圧力抑制室内に放出して凝縮させ、原子炉格納容
器内の内圧上昇を防止している。そして、原子炉
の事故時には、この原子炉格納容器は外部から完
全に隔離される。
冷却材の漏出が生じた場合すなわち冷却材喪失
事故を想定した場合、過熱したジルコニウム合金
製の燃料被覆管と冷却材（軽水）とが反応して水
素等の可燃性ガスが発生することが予想される。
また、冷却材の放射線分解によつて水素、酸素等
の可燃性ガスが発生することも予想される。とこ
ろで、このような可燃性ガスは非凝縮性であるた
め、圧力抑制室で凝縮することはできず、原子炉
格納容器内に蓄積されてゆく。このため、原子炉
格納容器内の圧力が上昇し、この原子炉格納容器
から外部への漏洩が生じる可能性がある。また、
万一原子炉格納容器内でこの可燃性ガスが燃焼し
た場合には原子炉格納容器や内部の機器の健全性
に悪影響を与える可能性もある。
事故を想定した場合、過熱したジルコニウム合金
製の燃料被覆管と冷却材（軽水）とが反応して水
素等の可燃性ガスが発生することが予想される。
また、冷却材の放射線分解によつて水素、酸素等
の可燃性ガスが発生することも予想される。とこ
ろで、このような可燃性ガスは非凝縮性であるた
め、圧力抑制室で凝縮することはできず、原子炉
格納容器内に蓄積されてゆく。このため、原子炉
格納容器内の圧力が上昇し、この原子炉格納容器
から外部への漏洩が生じる可能性がある。また、
万一原子炉格納容器内でこの可燃性ガスが燃焼し
た場合には原子炉格納容器や内部の機器の健全性
に悪影響を与える可能性もある。
本発明の目的は、原子炉格納容器内の可燃性ガ
スを外部へ放出する際に放出管内での可燃性ガス
の燃焼を防止でき、原子炉格納容器内の可燃性ガ
スを外部へ安全に放出することのできる原子炉格
納容器内減圧装置を得ることにある。
スを外部へ放出する際に放出管内での可燃性ガス
の燃焼を防止でき、原子炉格納容器内の可燃性ガ
スを外部へ安全に放出することのできる原子炉格
納容器内減圧装置を得ることにある。
第１の本発明は、一端を原子炉格納容器に接続
され他端をスタツクに接続された放出管と、この
放出管の途中に設けられた開閉弁と、この開閉弁
の下流側に接続され前記開閉弁を開放するに先立
つて前記放出管内に不活性ガスを注入する不活性
ガス注入機構と、前記開閉弁の下流側に設けられ
たバイパス弁と、このバイパス弁の上流側であつ
て前記開閉弁の下流側に分岐して接続された入口
管と、前記バイパス弁の下流側に分岐して接続さ
れた出口管と、前記入口管および出口管にそれぞ
れ入口弁および出口弁を介して接続された放射性
物質処理機構と、前記原子炉格納容器内の圧力を
検出する圧力検出器と、前記原子炉格納容器内の
放射線レベルを検出する放射線検出器と、前記圧
力検出器で検出された圧力が予め設定された圧力
を越えかつ前記放射線検出器で検出された放射線
レベルが低い場合には前記開閉弁および前記バイ
パス弁を開放する信号を出力し、前記圧力検出器
で検出された圧力が予め設定された圧力を越えか
つ前記放射線検出器で検出された放射線レベルが
高い場合には前記開閉弁、前記入口弁及び前記出
口弁を開放する信号を出力する制御回路とを具備
したものである。
され他端をスタツクに接続された放出管と、この
放出管の途中に設けられた開閉弁と、この開閉弁
の下流側に接続され前記開閉弁を開放するに先立
つて前記放出管内に不活性ガスを注入する不活性
ガス注入機構と、前記開閉弁の下流側に設けられ
たバイパス弁と、このバイパス弁の上流側であつ
て前記開閉弁の下流側に分岐して接続された入口
管と、前記バイパス弁の下流側に分岐して接続さ
れた出口管と、前記入口管および出口管にそれぞ
れ入口弁および出口弁を介して接続された放射性
物質処理機構と、前記原子炉格納容器内の圧力を
検出する圧力検出器と、前記原子炉格納容器内の
放射線レベルを検出する放射線検出器と、前記圧
力検出器で検出された圧力が予め設定された圧力
を越えかつ前記放射線検出器で検出された放射線
レベルが低い場合には前記開閉弁および前記バイ
パス弁を開放する信号を出力し、前記圧力検出器
で検出された圧力が予め設定された圧力を越えか
つ前記放射線検出器で検出された放射線レベルが
高い場合には前記開閉弁、前記入口弁及び前記出
口弁を開放する信号を出力する制御回路とを具備
したものである。
また、第２の本発明は、一端を原子炉格納容器
に接続され他端をスタツクに接続された放出管
と、この放出管の途中に設けられた開閉弁と、こ
の開閉弁の下流側に接続され前記開閉弁を開放す
るに先立つて前記放出管内に不活性ガスを注入す
る不活性ガス注入機構と、前記開閉弁の下流側に
設けられたバイパス弁と、このバイパス弁の上流
側であつて前記開閉弁の下流側に分岐して接続さ
れた入口管と、前記バイパス弁の下流側に分岐し
て接続された出口管と、前記入口管および出口管
にそれぞれ入口弁および出口弁を介して接続され
た放射性物質処理機構と、前記原子炉格納容器内
の圧力を検出する圧力検出器と、前記原子炉格納
容器内の放射線レベルを検出する放射線検出器
と、前記圧力検出器で検出された圧力が予め設定
された圧力を越えかつ前記放射線検出器で検出さ
れた放射線レベルが低い場合には前記開閉弁およ
び前記バイパス弁を開放する信号を出力し、前記
圧力検出器で検出された圧力が予め設定された圧
力を越えかつ前記放射線検出器で検出された放射
線レベルが高い場合には前記開閉弁、前記入口弁
及び前記出口弁を開放する信号を出力する制御回
路と、前記スタツクの上端部に設けられ前記放出
管からの可燃性ガスを燃焼させる燃焼機構と、こ
の燃焼機構の上流側であつて前記バイパス弁の下
流側に設けられた炎伝播遮断器とを具備したもの
である。
に接続され他端をスタツクに接続された放出管
と、この放出管の途中に設けられた開閉弁と、こ
の開閉弁の下流側に接続され前記開閉弁を開放す
るに先立つて前記放出管内に不活性ガスを注入す
る不活性ガス注入機構と、前記開閉弁の下流側に
設けられたバイパス弁と、このバイパス弁の上流
側であつて前記開閉弁の下流側に分岐して接続さ
れた入口管と、前記バイパス弁の下流側に分岐し
て接続された出口管と、前記入口管および出口管
にそれぞれ入口弁および出口弁を介して接続され
た放射性物質処理機構と、前記原子炉格納容器内
の圧力を検出する圧力検出器と、前記原子炉格納
容器内の放射線レベルを検出する放射線検出器
と、前記圧力検出器で検出された圧力が予め設定
された圧力を越えかつ前記放射線検出器で検出さ
れた放射線レベルが低い場合には前記開閉弁およ
び前記バイパス弁を開放する信号を出力し、前記
圧力検出器で検出された圧力が予め設定された圧
力を越えかつ前記放射線検出器で検出された放射
線レベルが高い場合には前記開閉弁、前記入口弁
及び前記出口弁を開放する信号を出力する制御回
路と、前記スタツクの上端部に設けられ前記放出
管からの可燃性ガスを燃焼させる燃焼機構と、こ
の燃焼機構の上流側であつて前記バイパス弁の下
流側に設けられた炎伝播遮断器とを具備したもの
である。
したがつて、第１及び第２の本発明によると、
開閉弁の下流側に不活性ガス注入機構が接続され
ているので、原子炉格納容器内の可燃性ガスを外
部へ放出する際に不活性ガス注入機構から放出管
内に不活性ガスを注入し、放出管内を不活性ガス
雰囲気としておくことにより、放出管内での可燃
性ガスの燃焼を防止することができる。よつて、
原子炉格納容器内の可燃性ガスを外部へ安全に放
出することができるものである。
開閉弁の下流側に不活性ガス注入機構が接続され
ているので、原子炉格納容器内の可燃性ガスを外
部へ放出する際に不活性ガス注入機構から放出管
内に不活性ガスを注入し、放出管内を不活性ガス
雰囲気としておくことにより、放出管内での可燃
性ガスの燃焼を防止することができる。よつて、
原子炉格納容器内の可燃性ガスを外部へ安全に放
出することができるものである。
以下図を参照して本発明の一実施例を説明す
る。図中１は原子炉建屋であつて、この原子炉建
屋１には原子炉格納容器２が設けられている。そ
して、この原子炉格納容器２内には原子炉圧力容
器３が収容されており、この原子炉圧力容器３内
には炉心（図示せず）が収容されている。そし
て、この原子炉圧力容器３内の冷却材は再循環ポ
ンプ４，４によつて循環されるように構成されて
いる。そして、この原子炉格納容器２には原子炉
格納容器内減圧装置５が接続されており、以下、
この原子炉格納容器内減圧装置５の構成を説明す
る。
る。図中１は原子炉建屋であつて、この原子炉建
屋１には原子炉格納容器２が設けられている。そ
して、この原子炉格納容器２内には原子炉圧力容
器３が収容されており、この原子炉圧力容器３内
には炉心（図示せず）が収容されている。そし
て、この原子炉圧力容器３内の冷却材は再循環ポ
ンプ４，４によつて循環されるように構成されて
いる。そして、この原子炉格納容器２には原子炉
格納容器内減圧装置５が接続されており、以下、
この原子炉格納容器内減圧装置５の構成を説明す
る。
図中６は放出管であつて、その一端は原子炉格
納容器２内に連通し、また他端はスタツク７の上
端まで導びかれ、このスタツク７の上端において
大気に開放されている。また、上記原子炉建屋１
内の放射管６には開閉弁８が設けられている。ま
た、この開閉弁８の下流側にはバイパス弁９が設
けられている。そして、このバイパス弁９の上流
側であつて開閉弁６の下流側には入口管２３の一
端が分岐して接続され、バイパス弁９の下流側に
は出口管２４の一端が分岐して接続されている。
これらの入口管２３及び出口管２４の他端には、
それぞれ入口弁１３及び出口弁１４を介して放射
性物質処理機構１０の入口部と出口部が接続され
ている。この放射性物質処理機構１０は放射性物
質除去器１１を備え、この放射性物質除去器１１
の下流側にはポンプ１２が設けられている。ま
た、上記スタツクの上端部には燃焼機構１５設け
られている。この燃焼機構１５は放出管６から放
出される可燃性ガスに点火し、この可燃性ガスを
強制的に燃焼させるように構成されている。ま
た、この燃焼機構１５の上流側には炎伝播遮断器
１６が設けられており、燃焼機構１５で燃焼した
炎がこの放出管６内を上流側に伝播するのを防止
するように構成されている。また、この放出管６
の一端部には不活性ガス注入機構１７が設けられ
ている。この不活性ガス注入機構１７は窒素等の
不活性なガスを供給する不活性ガス供給源１８を
備えており、この不活性ガス供給源１８は注入弁
１９，１９を介して放出管６の一端部に接続され
ている。また、上記原子炉格納容器２内には圧力
検出器２０および放射線検出器２１が設けられて
いる。そして、この圧力検出器２０および放射線
検出器２１からの信号は制御回路２２に送られる
ように構成されている。そして、この制御回路２
２は原子炉格納容器２内の圧力が所定の設定圧以
上となつた場合に開閉弁８を開弁し、さらにこの
場合において原子炉格納容器２内の放射線レベル
が低い場合には第２図に示す如くバイパス弁９を
開弁するとともに放射線物質処理機構１０の入口
弁１３および出口弁１４を閉し、また放射線レベ
ルが高い場合には第３図に示す如くバイパス弁９
を閉弁し、入口弁１３および出口弁１４を開弁す
るように構成されている。
納容器２内に連通し、また他端はスタツク７の上
端まで導びかれ、このスタツク７の上端において
大気に開放されている。また、上記原子炉建屋１
内の放射管６には開閉弁８が設けられている。ま
た、この開閉弁８の下流側にはバイパス弁９が設
けられている。そして、このバイパス弁９の上流
側であつて開閉弁６の下流側には入口管２３の一
端が分岐して接続され、バイパス弁９の下流側に
は出口管２４の一端が分岐して接続されている。
これらの入口管２３及び出口管２４の他端には、
それぞれ入口弁１３及び出口弁１４を介して放射
性物質処理機構１０の入口部と出口部が接続され
ている。この放射性物質処理機構１０は放射性物
質除去器１１を備え、この放射性物質除去器１１
の下流側にはポンプ１２が設けられている。ま
た、上記スタツクの上端部には燃焼機構１５設け
られている。この燃焼機構１５は放出管６から放
出される可燃性ガスに点火し、この可燃性ガスを
強制的に燃焼させるように構成されている。ま
た、この燃焼機構１５の上流側には炎伝播遮断器
１６が設けられており、燃焼機構１５で燃焼した
炎がこの放出管６内を上流側に伝播するのを防止
するように構成されている。また、この放出管６
の一端部には不活性ガス注入機構１７が設けられ
ている。この不活性ガス注入機構１７は窒素等の
不活性なガスを供給する不活性ガス供給源１８を
備えており、この不活性ガス供給源１８は注入弁
１９，１９を介して放出管６の一端部に接続され
ている。また、上記原子炉格納容器２内には圧力
検出器２０および放射線検出器２１が設けられて
いる。そして、この圧力検出器２０および放射線
検出器２１からの信号は制御回路２２に送られる
ように構成されている。そして、この制御回路２
２は原子炉格納容器２内の圧力が所定の設定圧以
上となつた場合に開閉弁８を開弁し、さらにこの
場合において原子炉格納容器２内の放射線レベル
が低い場合には第２図に示す如くバイパス弁９を
開弁するとともに放射線物質処理機構１０の入口
弁１３および出口弁１４を閉し、また放射線レベ
ルが高い場合には第３図に示す如くバイパス弁９
を閉弁し、入口弁１３および出口弁１４を開弁す
るように構成されている。
次にこの一実施例の作動を説明する。冷却材喪
失事故が生じ、原子炉格納容器２内に高温高圧の
蒸気が漏洩するとこの蒸気は圧力抑制室（図示せ
ず）に放出されて凝縮し、原子炉格納容器２内の
圧力上昇は防止される。また、このような冷却材
喪失事故時には過熱されたジルコニウム合金製の
燃料被覆管と冷却材との反応あるいは冷却材の放
射線分解によつて水素、酸素等の可燃性ガスが発
生する可能性がある。そして、この可燃性ガスは
非凝縮性であるため、圧力抑制室では凝縮され
ず、原子炉格納容器２内に蓄積されてゆく。そし
てこの原子炉格納容器２内の圧力が所定の設定圧
以上に上昇すると圧力検出器２０からの信号によ
り制御回路２２から開弁信号が出力され、開閉弁
８が開弁する。そして、この場合に原子炉格納容
器２内の放射性レベルが低い場合には第２図に示
す如くバイパス弁９が開弁し、放射線物質処理機
構１０の入口弁１３および出口弁１４は閉弁す
る。よつて原子炉格納容器２内の可燃性ガスは開
閉弁８、バイパス弁９を通り、燃焼機構１５で燃
焼されたのち安全に外部に放出される。なお、上
記開閉弁８を開弁するに先立つて不活性ガス注入
機構１７の注入弁１９，１９を開弁し、不活性ガ
ス供給源１８からこの放出管６内に窒素等の不活
性ガスを注入して空気をパージしておき、この放
出管６内で可燃性ガスが燃焼しないようにする。
また、原子炉格納容器２内の放射線レベルが高い
場合には第３図に示す如くバイパス弁９が閉弁
し、放射性物質処理機構１０の入口弁１３および
出口弁１４が開弁される。したがつて、この原子
炉格納容器２内のガスはポンプ１２によつて放射
性物質除去器１１に送られ、含まれている放射性
物質が除去されたのち燃焼機構１５で燃焼されて
安全に外部に放出される。したがつて、原子炉格
納容器２内の圧力上昇が防止される。また、この
原子炉格納容器２内の可燃性ガスを放出すること
により可燃性ガスの濃度が燃焼限界以下に抑えら
れ、この原子炉格納容器２内で可燃性ガスが燃焼
することが防止される。
失事故が生じ、原子炉格納容器２内に高温高圧の
蒸気が漏洩するとこの蒸気は圧力抑制室（図示せ
ず）に放出されて凝縮し、原子炉格納容器２内の
圧力上昇は防止される。また、このような冷却材
喪失事故時には過熱されたジルコニウム合金製の
燃料被覆管と冷却材との反応あるいは冷却材の放
射線分解によつて水素、酸素等の可燃性ガスが発
生する可能性がある。そして、この可燃性ガスは
非凝縮性であるため、圧力抑制室では凝縮され
ず、原子炉格納容器２内に蓄積されてゆく。そし
てこの原子炉格納容器２内の圧力が所定の設定圧
以上に上昇すると圧力検出器２０からの信号によ
り制御回路２２から開弁信号が出力され、開閉弁
８が開弁する。そして、この場合に原子炉格納容
器２内の放射性レベルが低い場合には第２図に示
す如くバイパス弁９が開弁し、放射線物質処理機
構１０の入口弁１３および出口弁１４は閉弁す
る。よつて原子炉格納容器２内の可燃性ガスは開
閉弁８、バイパス弁９を通り、燃焼機構１５で燃
焼されたのち安全に外部に放出される。なお、上
記開閉弁８を開弁するに先立つて不活性ガス注入
機構１７の注入弁１９，１９を開弁し、不活性ガ
ス供給源１８からこの放出管６内に窒素等の不活
性ガスを注入して空気をパージしておき、この放
出管６内で可燃性ガスが燃焼しないようにする。
また、原子炉格納容器２内の放射線レベルが高い
場合には第３図に示す如くバイパス弁９が閉弁
し、放射性物質処理機構１０の入口弁１３および
出口弁１４が開弁される。したがつて、この原子
炉格納容器２内のガスはポンプ１２によつて放射
性物質除去器１１に送られ、含まれている放射性
物質が除去されたのち燃焼機構１５で燃焼されて
安全に外部に放出される。したがつて、原子炉格
納容器２内の圧力上昇が防止される。また、この
原子炉格納容器２内の可燃性ガスを放出すること
により可燃性ガスの濃度が燃焼限界以下に抑えら
れ、この原子炉格納容器２内で可燃性ガスが燃焼
することが防止される。
なお、第４図には冷却材喪失事故が生じた場合
の原子炉格納容器２内の圧力上昇を解析した結果
を示す。すなわち、事故後冷却材蒸気の漏出によ
つて原子炉格納容器２内の圧力は一時的に上昇す
るが、この蒸気は圧力抑制室に送られて凝縮し、
圧力は低下する。次に冷却材とジルコニウム合金
製の燃料被覆管との反応あるいは冷却材の放射線
分解によつて水素、酸素等の可燃性ガスが発生
し、この可燃性ガスは原子炉格納容器２内に蓄積
されてゆく。したがつて従来のものは第４図に破
線で示す如くこの可燃性ガスの蓄積によつて原子
炉格納容器内の圧力が急上昇するが、この一実施
例のものは可燃性ガスが外部に放出されるので第
４図に実線で示す如く原子炉格納容器内の圧力は
低下してゆく。
の原子炉格納容器２内の圧力上昇を解析した結果
を示す。すなわち、事故後冷却材蒸気の漏出によ
つて原子炉格納容器２内の圧力は一時的に上昇す
るが、この蒸気は圧力抑制室に送られて凝縮し、
圧力は低下する。次に冷却材とジルコニウム合金
製の燃料被覆管との反応あるいは冷却材の放射線
分解によつて水素、酸素等の可燃性ガスが発生
し、この可燃性ガスは原子炉格納容器２内に蓄積
されてゆく。したがつて従来のものは第４図に破
線で示す如くこの可燃性ガスの蓄積によつて原子
炉格納容器内の圧力が急上昇するが、この一実施
例のものは可燃性ガスが外部に放出されるので第
４図に実線で示す如く原子炉格納容器内の圧力は
低下してゆく。
上述の如く第１の本発明によれば、放出管の途
中に設けられた開閉弁の下流側に不活性ガス注入
機構が接続されているので、原子炉格納容器内の
可燃性ガスを外部へ放出する際に不活性ガス注入
機構から放出管内に不活性ガスを注入し、放出管
内を不活性ガス雰囲気としておくことにより、放
出管内での可燃性ガスの燃焼を防止することがで
き、原子炉格納容器内の可燃性ガスを外部へ安全
に放出することができる。
中に設けられた開閉弁の下流側に不活性ガス注入
機構が接続されているので、原子炉格納容器内の
可燃性ガスを外部へ放出する際に不活性ガス注入
機構から放出管内に不活性ガスを注入し、放出管
内を不活性ガス雰囲気としておくことにより、放
出管内での可燃性ガスの燃焼を防止することがで
き、原子炉格納容器内の可燃性ガスを外部へ安全
に放出することができる。
また、第２の本発明によれば、スタツクの上端
部に燃焼機構が設けられているので放出管からの
可燃性ガスを燃焼処理することができる。さら
に、燃焼機構の上流側には炎伝播遮断器が設けら
れているので、可燃性ガスを燃焼処理した場合に
可燃性ガスの炎が放出管内を上流側に伝播するの
を防止することができる。
部に燃焼機構が設けられているので放出管からの
可燃性ガスを燃焼処理することができる。さら
に、燃焼機構の上流側には炎伝播遮断器が設けら
れているので、可燃性ガスを燃焼処理した場合に
可燃性ガスの炎が放出管内を上流側に伝播するの
を防止することができる。
図は本発明の一実施例を示し、第１図は概略構
成図、第２図および第３図は作動を説明する概略
構成図、第４図は事故後の原子炉格納容器内の圧
力上昇の解析結果を示す線図である。 ２……原子炉格納容器、３……原子炉圧力容
器、６……放出管、７……スタツク、８……開閉
弁、１０……放射性物質処理機構、１５……燃焼
機構、２０……圧力検出器、２１……放射線検出
器、２２……制御回路。
成図、第２図および第３図は作動を説明する概略
構成図、第４図は事故後の原子炉格納容器内の圧
力上昇の解析結果を示す線図である。 ２……原子炉格納容器、３……原子炉圧力容
器、６……放出管、７……スタツク、８……開閉
弁、１０……放射性物質処理機構、１５……燃焼
機構、２０……圧力検出器、２１……放射線検出
器、２２……制御回路。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 一端を原子炉格納容器に接続され他端をスタ
ツクに接続された放出管と、この放出管の途中に
設けられた開閉弁と、この開閉弁の下流側に接続
され前記開閉弁を開放するに先立つて前記放出管
内に不活性ガスを注入する不活性ガス注入機構
と、前記開閉弁の下流側に設けられたバイパス弁
と、このバイパス弁の上流側であつて前記開閉弁
の下流側に分岐して接続された入口管と、前記バ
イパス弁の下流側に分岐して接続された出口管
と、前記入口管および出口管にそれぞれ入口弁お
よび出口弁を介して接続された放射性物質処理機
構と、前記原子炉格納容器内の圧力を検出する圧
力検出器と、前記原子炉格納容器内の放射線レベ
ルを検出する放射線検出器と、前記圧力検出器で
検出された圧力が予め設定された圧力を越えかつ
前記放射線検出器で検出された放射線レベルが低
い場合には前記開閉弁および前記バイパス弁を開
放する信号を出力し、前記圧力検出器で検出され
た圧力が予め設定された圧力を越えかつ前記放射
線検出器で検出された放射線レベルが高い場合に
は前記開閉弁、前記入口弁及び前記出口弁を開放
する信号を出力する制御回路とを具備したことを
特徴とする原子炉格納容器内減圧装置。 ２ 一端を原子炉格納容器に接続され他端をスタ
ツクに接続された放出管と、この放出管の途中に
設けられた開閉弁と、この開閉弁の下流側に接続
され前記開閉弁を開放するに先立つて前記放出管
内に不活性ガスを注入する不活性ガス注入機構
と、前記開閉弁の下流側に設けられたバイパス弁
と、このバイパス弁の上流側であつて前記開閉弁
の下流側に分岐して接続された入口管と、前記バ
イパス弁の下流側に分岐して接続された出口管
と、前記入口管および出口管にそれぞれ入口弁お
よび出口弁を介して接続された放射性物質処理機
構と、前記原子炉格納容器内の圧力を検出する圧
力検出器と、前記原子炉格納容器内の放射線レベ
ルを検出する放射線検出器と、前記圧力検出器で
検出された圧力が予め設定された圧力を越えかつ
前記放射線検出器で検出された放射線レベルが低
い場合には前記開閉弁および前記バイパス弁を開
放する信号を出力し、前記圧力検出器で検出され
た圧力が予め設定された圧力を越えかつ前記放射
線検出器で検出された放射線レベルが高い場合に
は前記開閉弁、前記入口弁及び前記出口弁を開放
する信号を出力する制御回路と、前記スタツクの
上端部に設けられ前記放出管からの可燃性ガスを
燃焼させる燃焼機構と、この燃焼機構の上流側で
あつて前記バイパス弁の下流側に設けられた炎伝
播遮断器とを具備したことを特徴とする原子炉格
納容器内減圧装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57141941A JPS5931497A (ja) | 1982-08-16 | 1982-08-16 | 原子炉格納容器内減圧装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57141941A JPS5931497A (ja) | 1982-08-16 | 1982-08-16 | 原子炉格納容器内減圧装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5931497A JPS5931497A (ja) | 1984-02-20 |
| JPH0376439B2 true JPH0376439B2 (ja) | 1991-12-05 |
Family
ID=15303694
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57141941A Granted JPS5931497A (ja) | 1982-08-16 | 1982-08-16 | 原子炉格納容器内減圧装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5931497A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US8509376B2 (en) | 2006-03-07 | 2013-08-13 | Areva Gmbh | Nuclear engineering plant and closure apparatus for its containment |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100453794B1 (ko) * | 1998-09-30 | 2004-10-20 | 프라마톰 아엔페 게엠베하 | 가스 혼합체에서 수소와 산소의 재결합을 위한 장치 및 방법 |
| JP5777051B2 (ja) * | 2011-04-21 | 2015-09-09 | 清水建設株式会社 | 原子力発電施設における水素爆発防止方法および設備 |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS4836095A (ja) * | 1971-09-09 | 1973-05-28 | ||
| JPS56128495A (en) * | 1980-03-14 | 1981-10-07 | Hitachi Ltd | Hydrogen processing system of nuclear reactor plant |
-
1982
- 1982-08-16 JP JP57141941A patent/JPS5931497A/ja active Granted
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS4836095A (ja) * | 1971-09-09 | 1973-05-28 | ||
| JPS56128495A (en) * | 1980-03-14 | 1981-10-07 | Hitachi Ltd | Hydrogen processing system of nuclear reactor plant |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US8509376B2 (en) | 2006-03-07 | 2013-08-13 | Areva Gmbh | Nuclear engineering plant and closure apparatus for its containment |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5931497A (ja) | 1984-02-20 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US11646123B2 (en) | Three-way valve operational to both transfer steam to a decontamination water tank under one accident situation and discharge the steam to atmosphere under a different accident situation | |
| US5596613A (en) | Pressure suppression containment system for boiling water reactor | |
| KR101382256B1 (ko) | 가압경수로형 원자력발전소의 피동형 보조냉각수 공급시스템 | |
| JPH0376439B2 (ja) | ||
| Zhipeng et al. | Discussion on the accident behavior and accident management of the HTGR | |
| CN104620324B (zh) | 用于冷却剂丧失事故后缓解的封闭式火炬系统 | |
| Omidifard et al. | Investigating the effect of spray system on the containment condition of VVER1000/V446 NPP during LBLOCA and TLOFW accidents | |
| Choi et al. | Efficacy analysis of hydrogen mitigation measures of CANDU containment under LOCA scenario | |
| JP2963728B2 (ja) | 放出放射能低減装置 | |
| JP4434436B2 (ja) | 沸騰水型原子力発電プラントの運転方法 | |
| Choi et al. | Analyses of hydrogen risk in containment filtered venting system using MELCOR | |
| JPS59116581A (ja) | 原子炉格納容器又は圧力容器内の水素を除去する装置 | |
| JPS63289488A (ja) | 原子炉格納容器の圧力制御装置 | |
| Song et al. | Numerical analysis on in-core ignition and subsequent flame propagation to containment in OPR1000 under loss of coolant accident | |
| Bracht et al. | Analysis of strategies for containment venting in case of severe accidents | |
| JPS63293497A (ja) | 原子炉格納容器ベント装置 | |
| JPH05172980A (ja) | 原子炉格納容器 | |
| JPS61241698A (ja) | 原子炉格納容器の可燃性ガス濃度制御装置 | |
| Gual et al. | Analysis of hydrogen control in a Small Modular Reactor during TLOFW severe accident | |
| Gu et al. | Analysis on Hydrogen Risk Induced by Containment Leakage | |
| JPS61213795A (ja) | 原子炉格納容器の可燃性ガス濃度制御装置 | |
| JPS6244687A (ja) | 原子炉格納設備 | |
| Nyer et al. | Reactor excursion behavior | |
| JP2001264500A (ja) | 中性子散乱施設 | |
| JPH02238399A (ja) | 原子炉格納施設 |