JPH04348299A - Reactor plant - Google Patents
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- JPH04348299A JPH04348299A JP3120630A JP12063091A JPH04348299A JP H04348299 A JPH04348299 A JP H04348299A JP 3120630 A JP3120630 A JP 3120630A JP 12063091 A JP12063091 A JP 12063091A JP H04348299 A JPH04348299 A JP H04348299A
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
【０００１】0001
【産業上の利用分野】本発明は沸騰水型原子炉や加圧水
型原子炉等の軽水炉のプラントに関するものである。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a light water reactor plant such as a boiling water reactor or a pressurized water reactor.
【０００２】0002
【従来の技術】従来、軽水炉特に沸騰水型原子炉では、
原子炉格納容器（以後、格納容器と略称する）内にガス
濃度制御系が設けられている。この系統は、可燃性ガス
濃度制御系と不活性ガス系で構成されており、格納容器
内で発生し蓄積した水素ガスの急激な燃焼を防止するた
めのものである。特に、不活性ガス系は格納容器内の酸
素濃度を低く保ち水素ガスが発生しても燃焼しないよう
に、格納容器内の雰囲気を窒素ガスで置換するためのも
のである。[Prior Art] Conventionally, in light water reactors, especially boiling water reactors,
A gas concentration control system is provided within the reactor containment vessel (hereinafter abbreviated as containment vessel). This system consists of a combustible gas concentration control system and an inert gas system, and is intended to prevent rapid combustion of hydrogen gas generated and accumulated within the containment vessel. In particular, the inert gas system is used to replace the atmosphere inside the containment vessel with nitrogen gas in order to keep the oxygen concentration in the containment vessel low and prevent combustion even if hydrogen gas is generated.
【０００３】従来技術の原子炉プラントの例を図を用い
て説明する。図３は従来例の原子炉プラントの模式縦断
面図であり、１は格納容器、２は原子力建屋、３はドラ
イウェル、４はウェットウェル、５は炉心、６は圧力容
器、７は生体遮蔽壁、８は水プ−ル、９はベント管、１
０は床コンクリ−ト、１１は炉心溶融物、１２は窒素ガ
ス発生装置、１３、１５は配管、１４、１８はバルブ、
１６はフィルタ付きベント装置、１７は排気塔を示して
いる。An example of a conventional nuclear reactor plant will be explained with reference to the drawings. FIG. 3 is a schematic vertical cross-sectional view of a conventional nuclear reactor plant, in which 1 is a containment vessel, 2 is a nuclear power building, 3 is a dry well, 4 is a wet well, 5 is a reactor core, 6 is a pressure vessel, and 7 is a biological shield. Wall, 8 is water pool, 9 is vent pipe, 1
0 is the floor concrete, 11 is the core melt, 12 is the nitrogen gas generator, 13 and 15 are the pipes, 14 and 18 are the valves,
Reference numeral 16 indicates a vent device with a filter, and reference numeral 17 indicates an exhaust tower.
【０００４】この図において、通常、格納容器１は炭素
鋼でつくられ、原子炉建屋２内に設置されており、ドラ
イウェル３とウェットウェル４から構成されている。ド
ライウェル３の中には内部に炉心５を有する圧力容器６
や生体遮蔽壁７等が内蔵されており、ウェットウェル４
の中には水プール８が内蔵されている。また、ドライウ
ェル３とウェットウェル４はベント管９で接続されてい
る。[0004] In this figure, a containment vessel 1 is normally made of carbon steel, is installed in a reactor building 2, and is composed of a dry well 3 and a wet well 4. Inside the dry well 3 is a pressure vessel 6 having a reactor core 5 inside.
It has a built-in biological shielding wall 7, etc., and a wet well 4.
A water pool 8 is built inside. Further, the dry well 3 and wet well 4 are connected by a vent pipe 9.
【０００５】このような構造からなる格納容器１におい
て、炉心５内部の燃料が溶融し、圧力容器６の下部から
ドライウェル３の中に流出するような苛酷事故が発生し
た場合、床コンクリート１０の上に炉心溶融物１１とな
って蓄積し、コンクリート１０を分解し、水素ガスが発
生する。この水素ガスと、窒素ガス発生装置１２から配
管１３を通ってドライウェル３の中に流入した窒素ガス
は、ドライウェル３内の圧力がウェットウェル４内の圧
力より高い限り、ベント管９を通ってウェットウェル４
内の水プール８の中に流入した後、ウェットウェル４の
空間部に流出する。このようにして、それらのガスは流
動し、ドライウェル３内とウェットウェル４内の水素ガ
スモル分率は増大していく。このような水素ガスの一部
は配管１５、フィルタ付きベント装置１６を通り、排気
塔１７から外部に排出される。In the containment vessel 1 having such a structure, if a severe accident occurs in which the fuel inside the core 5 melts and flows out from the lower part of the pressure vessel 6 into the dry well 3, the concrete floor 10 The core melt 11 accumulates on top of the reactor, decomposes the concrete 10, and generates hydrogen gas. This hydrogen gas and the nitrogen gas flowing from the nitrogen gas generator 12 through the pipe 13 into the dry well 3 will pass through the vent pipe 9 as long as the pressure inside the dry well 3 is higher than the pressure inside the wet well 4. wet well 4
After flowing into the water pool 8 inside, the water flows out into the space of the wet well 4. In this way, these gases flow and the hydrogen gas molar fractions in the dry well 3 and wet well 4 increase. A portion of such hydrogen gas passes through the pipe 15 and the vent device 16 with a filter, and is discharged to the outside from the exhaust tower 17.
【０００６】なお、格納容器の過大な圧力上昇を防ぐた
めのベント装置として、特開平２−９８６８８号公報に
開示のように、排気ガス中の水蒸気などの凝縮性のガス
成分は冷却して凝縮させて格納容器に戻し、窒素ガスや
水素ガスなどの非凝縮性のガス成分はフィルタを通して
排気させるものがある。[0006] As a vent device to prevent an excessive pressure rise in the containment vessel, as disclosed in Japanese Patent Application Laid-Open No. 2-98688, condensable gas components such as water vapor in exhaust gas are cooled and condensed. In some cases, the gas is returned to the containment vessel, and non-condensable gas components such as nitrogen gas and hydrogen gas are exhausted through a filter.
【０００７】[0007]
【発明が解決しようとする課題】通常運転時や多少の燃
料破損に伴って発生する格納容器内の水素ガスについて
は、上記の従来技術によっても、低い濃度に制御するこ
とができる。しかし、全ての安全系が故障し、所内外電
源が全て喪失する苛酷事故が発生した場合は、炉心溶融
過程のＺｒ−水反応や、溶融物による格納容器床コンク
リートの熱分解によって多量の水素ガスが発生するのに
対して、可燃性ガス濃度制御系が働かないため、水素ガ
ス濃度を制御することができなくなる。また、水素ガス
濃度が高い状態でベント装置を働かせた場合は、ベント
装置内において、水素燃焼が発生してベント装置が破損
するため、格納容器内の過大な圧力を緩和することがで
きなくなる。更に、従来の不活性ガス系の窒素ガス発生
装置には液体窒素ボンベを使用しているが、この容量は
緊急時に必要とされる容量に比べて少ない。[Problems to be Solved by the Invention] Hydrogen gas within the containment vessel, which is generated during normal operation or due to some fuel damage, can be controlled to a low concentration using the above-mentioned prior art. However, in the event of a severe accident in which all safety systems fail and all on-site and external power sources are lost, a large amount of hydrogen gas will be released due to the Zr-water reaction during the core melting process and the thermal decomposition of the containment vessel floor concrete caused by the melted material. occurs, but the combustible gas concentration control system does not work, making it impossible to control the hydrogen gas concentration. Furthermore, if the vent device is operated in a state where the hydrogen gas concentration is high, hydrogen combustion will occur within the vent device and the vent device will be damaged, making it impossible to relieve the excessive pressure within the containment vessel. Furthermore, although liquid nitrogen cylinders are used in conventional inert gas-based nitrogen gas generators, the capacity of these cylinders is small compared to that required in an emergency.
【０００８】本発明の目的は、上記の苛酷事故が発生し
た場合においても、この事故に伴って発生する過大なガ
ス圧力を緩和して健全性が維持できるプラントを提供す
ることである。An object of the present invention is to provide a plant that can maintain its integrity even when the above-mentioned severe accident occurs, by alleviating the excessive gas pressure that occurs due to this accident.
【０００９】[0009]
【課題を解決するための手段】上記目的は、次のように
して達成することができる。[Means for Solving the Problems] The above object can be achieved as follows.
【００１０】（１）格納容器内の酸素濃度を低く保ち格
納容器内に水素ガスが発生しても燃焼しないように格納
容器内の雰囲気を不活性ガスで置換するための不活性ガ
スを格納容器内に供給する不活性ガス発生装置と、格納
容器内のガスを外部に排出するフィルタ付きベント装置
を有するプラントにおいて、前記不活性ガス発生装置と
は別個に、過酷事故時、格納容器の外部より緊急用の不
活性ガスを大量に格納容器内に注入するための格納容器
の外部に配備した緊急用不活性ガス注入装置、及び前記
格納容器と前記緊急用不活性ガス注入装置を連結する緊
急用配管、及び緊急用配管の開閉を手動で行う手動バル
ブを有すること。(1) Inert gas is added to the containment vessel to keep the oxygen concentration in the containment vessel low and to prevent combustion even if hydrogen gas is generated in the containment vessel, replacing the atmosphere inside the containment vessel with an inert gas. In a plant that has an inert gas generator that supplies gas inside the containment vessel and a vent device with a filter that discharges gas inside the containment vessel to the outside, separate from the inert gas generator, the an emergency inert gas injection device disposed outside the containment vessel for injecting a large amount of emergency inert gas into the containment vessel, and an emergency inert gas injection device for connecting the containment vessel and the emergency inert gas injection device It shall have a manual valve to manually open and close the piping and emergency piping.
【００１１】（２）（１）において、緊急用の不活性ガ
スをフィルタ付きベント装置にも注入するための緊急用
不活性ガス注入装置とフィルタ付きベント装置を連結す
る緊急用配管、及び緊急用配管の開閉を手動で行う手動
バルブを有すること。(2) In (1), emergency piping connects the emergency inert gas injection device and the filtered vent device for injecting the emergency inert gas also into the filtered vent device, and the emergency pipe. Must have a manual valve to manually open and close the piping.
【００１２】（３）（１）又は（２）において、手動バ
ルブが、緊急用に配備したディ−ゼルエンジン又は蓄電
池の動力により開閉される電動バルブよりなっているこ
と。(3) In (1) or (2), the manual valve is an electric valve that is opened and closed by the power of a diesel engine or storage battery installed for emergencies.
【００１３】（４）（１）において、前記緊急不活性ガ
ス注入装置は移動式であること。(4) In (1), the emergency inert gas injection device is of a mobile type.
【００１４】[0014]
【作用】原子炉において、多重に設けられている安全系
が全て故障し、所内外電源も全て喪失する苛酷事故が発
生した場合、原子炉の炉心燃料が崩壊熱で溶融し、この
時Ｚｒ−水反応により水素ガスが発生する。また、炉心
溶融物が圧力容器を破壊して格納容器内に流出してくる
ことが考えられ、この場合には溶融物によって床コンク
リートが侵食され、コンクリートの熱分解によって水素
ガスが発生する。しかし、このように水素ガス濃度が増
大した場合であっても、本発明では緊急用不活性ガス注
入装置を配備しており、緊急用の大量の不活性ガスを格
納容器内に注入するとともに、フィルタ付きベント装置
を連動させることにより、水素ガスを外部に排出するこ
とができるので、格納容器内の水素ガス濃度を下げて水
素燃焼を防ぐことができる。[Operation] If a severe accident occurs in a nuclear reactor, in which all of the multiple safety systems fail and all power sources are lost both on and off-site, the core fuel of the reactor melts due to decay heat, and at this time Zr- Hydrogen gas is generated by the water reaction. It is also possible that core molten material may break the pressure vessel and flow into the containment vessel. In this case, the molten material will erode the floor concrete and generate hydrogen gas due to thermal decomposition of the concrete. However, even if the hydrogen gas concentration increases in this way, the present invention is equipped with an emergency inert gas injection device that injects a large amount of emergency inert gas into the containment vessel. By interlocking the vent device with a filter, hydrogen gas can be discharged to the outside, so the hydrogen gas concentration in the containment vessel can be lowered and hydrogen combustion can be prevented.
【００１５】また、フィルタ付きベント装置にも緊急用
の不活性ガスを注入することができるので、必要に応じ
、更にフィルタ付きベント装置内の水素ガスモル分率を
低くして、ガスを外部に排出することができ、フィルタ
付きベント装置は燃焼することなく健全性を確保するこ
とができる。[0015] In addition, since it is possible to inject emergency inert gas into the vent device with a filter, if necessary, the hydrogen gas molar fraction in the vent device with a filter can be further lowered to discharge the gas to the outside. The filtered vent device can ensure integrity without burning.
【００１６】[0016]
【実施例】以下、本発明のプラントの一実施例を図を用
いて説明する。図１はこの実施例のプラントの模式縦断
面図であり、１９は緊急用窒素ガス注入装置、２０はデ
ィ−ゼル発電機又は蓄電池、２１、２２は緊急用配管、
２３、２４は手動又は電動バルブ、２５、２６は配線を
示しており、そのほかは、前出の符号である。この実施
例の場合は、不活性ガスに窒素ガスを用い、緊急用に窒
素ガスを注入する系統として、緊急用窒素ガス注入装置
１９からドライウェル３に大量に注入する窒素ガス注入
系統と、ウェットウェル４内のガスをベントするフィル
タ付きベント装置１６に緊急用窒素ガス注入装置１９か
ら注入する窒素ガス注入系統を有している。[Embodiment] An embodiment of the plant of the present invention will be explained below with reference to the drawings. FIG. 1 is a schematic longitudinal sectional view of the plant of this embodiment, in which 19 is an emergency nitrogen gas injection device, 20 is a diesel generator or storage battery, 21 and 22 are emergency piping,
Reference numerals 23 and 24 indicate manual or electric valves, 25 and 26 indicate wiring, and the other symbols are the same as those described above. In this embodiment, nitrogen gas is used as the inert gas, and the nitrogen gas injection system for injecting a large amount of nitrogen gas into the dry well 3 from the emergency nitrogen gas injection device 19 and the wet nitrogen gas injection system are used as the inert gas. A nitrogen gas injection system is provided for injecting nitrogen gas from an emergency nitrogen gas injection device 19 into a vent device 16 with a filter that vents gas in the well 4 .
【００１７】上述の窒素ガス注入系統のうち、ドライウ
ェル３に大量に注入する窒素ガス注入系統は、緊急用窒
素ガス注入装置１９、このガスを格納容器１に注入する
ための緊急用配管２１及び手動又は電動バルブ２３から
なっている。また、フィルタ付きベント装置１６に注入
する窒素ガス注入系統は、緊急用窒素ガス注入装置１９
、このガスをフィルタ付きベント装置１６に注入するた
めの緊急用配管２２及び手動又は電動バルブ２４からな
っている。なお、手動又は電動バルブ２３、２４は、い
ずれも緊急時において手動で開くことができる原子炉建
屋２外に設置してあり、このうち電動バルブのほうは、
緊急時のために配備してあるディ−ゼル発電機又は蓄電
池２０から得られる電力を配線２５、２６内を通電させ
ることによって、それぞれ作動されるものである。Among the nitrogen gas injection systems described above, the nitrogen gas injection system that injects a large amount into the dry well 3 includes an emergency nitrogen gas injection device 19, an emergency piping 21 for injecting this gas into the containment vessel 1, and It consists of a manual or electric valve 23. In addition, the nitrogen gas injection system for injecting the filtered vent device 16 is connected to the emergency nitrogen gas injection device 19.
, an emergency pipe 22 and a manual or electric valve 24 for injecting this gas into the filtered vent device 16. The manual and electric valves 23 and 24 are both installed outside the reactor building 2 and can be opened manually in an emergency.
They are operated by energizing the wirings 25 and 26 with electric power obtained from a diesel generator or storage battery 20, which is provided for emergencies.
【００１８】緊急用窒素ガス注入装置１９には大量の液
体窒素ボンベが考えられ、これが緊急時に緊急用窒素ガ
ス注入装置１９まで迅速に可搬できるように液体窒素タ
ンクローリー車等が配備されてある。また、フィルタ付
きベント装置１６は必ずしもドライウェル３に接続する
必要はなく、ウェットウェル４への接続も考えられる。The emergency nitrogen gas injection device 19 may contain a large amount of liquid nitrogen cylinders, and a liquid nitrogen tank truck or the like is provided so that the cylinders can be quickly transported to the emergency nitrogen gas injection device 19 in an emergency. Furthermore, the vent device 16 with filter does not necessarily need to be connected to the dry well 3, and may be connected to the wet well 4.
【００１９】前述のように原子炉の苛酷事故が発生して
、ドライウェル３内とウェットウェル４内の水素ガスモ
ル分率が増大した場合、この実施例では手動又は電動バ
ルブ２３を開き、緊急用窒素ガス注入装置１９から大量
の窒素ガスを緊急用配管２１を通してドライウェル３に
流入させるため、格納容器１内の水素ガスモル分率は低
下する。また、この注入と連動して、フィルタ付きベン
ト装置１６を作動させるため、ウェットウェル４内のガ
スは配管１５、フィルタ付きベント装置１６を経て排気
塔１７から排出され、発生した水素ガスも同時に排出さ
れる。この際、普通は水素ガスモル分率は可燃限界値ま
で到達しないので、フィルタ付きベント装置１６の水素
燃焼を防ぐことができる。なお、フィルタ付きベント装
置１６内の水素ガスモル分率が可燃限界値以上になる場
合があっても、緊急用窒素ガス注入装置１９からフィル
タ付きベント装置１６内に窒素ガスを注入することによ
り、容易に可燃限界値未満に抑えてフィルタ付きベント
装置１６における水素燃焼の発生を防ぐことができる。
すなわち、フィルタ付きベント装置１６から排出するガ
スの水素ガスモル分率が、常に可燃限界を越えないよう
に低下させてガスを排気することができ、またフィルタ
付きベント装置１６は放射性物質をフィルタで捕獲でき
るので、放射性物質の外部への放出を防ぐことができ、
プラントとしての機能と健全性を維持することができる
。As mentioned above, when a severe nuclear reactor accident occurs and the hydrogen gas mole fraction in the dry well 3 and the wet well 4 increases, in this embodiment, the manual or electric valve 23 is opened and the emergency Since a large amount of nitrogen gas is flowed into the dry well 3 from the nitrogen gas injection device 19 through the emergency piping 21, the hydrogen gas molar fraction in the containment vessel 1 is reduced. In conjunction with this injection, the vent device 16 with a filter is operated, so the gas in the wet well 4 is discharged from the exhaust tower 17 via the pipe 15 and the vent device 16 with a filter, and the generated hydrogen gas is also discharged at the same time. be done. At this time, since the hydrogen gas molar fraction normally does not reach the flammability limit value, hydrogen combustion in the filtered vent device 16 can be prevented. Note that even if the hydrogen gas molar fraction in the filtered vent device 16 exceeds the flammability limit, it can be easily resolved by injecting nitrogen gas into the filtered vent device 16 from the emergency nitrogen gas injection device 19. It is possible to prevent hydrogen combustion in the vent device 16 with a filter by keeping the flammability below the flammability limit value. That is, the gas can be exhausted while the hydrogen gas molar fraction of the gas exhausted from the filtered vent device 16 is always lowered so as not to exceed the flammability limit, and the filtered vent device 16 can capture radioactive materials with the filter. Therefore, it is possible to prevent the release of radioactive materials to the outside.
The function and health of the plant can be maintained.
【００２０】この実施例の効果を図２と前出の図１を用
いて説明する。図２はこの実施例の効果に関する説明図
であり、過酷事故時における時間経過に伴う格納容器内
の水素ガス量と水素ガスモル分率の変化の状況を示して
いる。The effects of this embodiment will be explained using FIG. 2 and the above-mentioned FIG. 1. FIG. 2 is an explanatory diagram regarding the effects of this embodiment, and shows changes in the amount of hydrogen gas in the containment vessel and the molar fraction of hydrogen gas over time during a severe accident.
【００２１】解析結果によれば、全ての炉心冷却系や所
内外電源が喪失した場合、事故発生後約１〜２時間で炉
心溶融が始まり、Ｚｒ−水反応により水素ガスが発生す
る。その後、約１．５時間で圧力容器６が破損し炉心溶
融物１１は格納容器１内に向かって流出する。格納容器
１内に流入した炉心溶融物１１は、格納容器１の床コン
クリート１０を分解し、一時的に冷却されていた炉心溶
融物１１の温度が上昇する。その温度が融点に達すると
分解ガスは還元され、水素ガスが発生する。その後、床
コンクリート１１の分解が進む限り水素ガスが発生し続
ける。この時点Ａにおいて、フィルタ付きベント装置１
６を作動させると、ガスはベント管９を通って排出され
、水素ガス量は低下する。しかし、水素ガスのモル分率
は増大するので、酸素が流入してきた場合には燃焼する
可能性がある。また、水素ガスモル分率の高い排気ガス
がフィルタ付きベント装置１６を通過した後、空気と接
触すると燃焼する可能性がある。[0021] According to the analysis results, if all core cooling systems and on-site and off-site power supplies are lost, core melting will begin approximately 1 to 2 hours after the accident occurs, and hydrogen gas will be generated due to the Zr-water reaction. Thereafter, in about 1.5 hours, the pressure vessel 6 is damaged and the core molten material 11 flows out into the containment vessel 1. The molten core 11 that has flowed into the containment vessel 1 decomposes the concrete floor 10 of the containment vessel 1, and the temperature of the molten core 11, which has been temporarily cooled, rises. When the temperature reaches the melting point, the cracked gas is reduced and hydrogen gas is generated. Thereafter, hydrogen gas continues to be generated as long as the floor concrete 11 decomposes. At this point A, the filtered vent device 1
6 is activated, gas is discharged through the vent pipe 9 and the amount of hydrogen gas decreases. However, since the molar fraction of hydrogen gas increases, there is a possibility of combustion if oxygen flows in. In addition, if exhaust gas having a high hydrogen gas mole fraction passes through the filtered vent device 16 and comes into contact with air, it may burn.
【００２２】しかし、フィルタ付きベント装置１６を作
動させる前（時点Ｂ）に、緊急用窒素ガス注入装置１９
を作動させると水素ガスモル分率は減少し、フィルタ付
きベント装置１６を作動させた後においても水素ガスモ
ル分率は増大しない。このため、水素ガスは可燃限界に
到達せず、格納容器１及びフィルタ付きベント装置１６
において水素燃焼が発生することはない。すなわち、不
測の過酷な場合を除いては、フィルタ付きベント装置１
６に緊急用窒素ガス注入装置１９より窒素ガスを注入し
ないで済むことになる。更に、格納容器１には緊急用窒
素ガス注入装置１９により、冷たい窒素ガスが注入され
るため、ガス温度の上昇が抑えられ、加熱による格納容
器１壁の強度低下を防ぐことができる。However, before activating the filtered vent device 16 (time B), the emergency nitrogen gas injection device 19 is activated.
The hydrogen gas mole fraction decreases when the filtered vent device 16 is activated, and the hydrogen gas mole fraction does not increase even after the filtered vent device 16 is activated. Therefore, the hydrogen gas does not reach the flammability limit, and the containment vessel 1 and vent device 16 with filter
No hydrogen combustion occurs in this case. In other words, except in unforeseen severe cases, the filtered vent device 1
6, there is no need to inject nitrogen gas from the emergency nitrogen gas injection device 19. Furthermore, since cold nitrogen gas is injected into the containment vessel 1 by the emergency nitrogen gas injection device 19, an increase in gas temperature is suppressed, and a decrease in strength of the containment vessel 1 wall due to heating can be prevented.
【００２３】[0023]
【発明の効果】本発明によれば、苛酷事故時の炉心溶融
による水素ガスの発生に対して、格納容器内の水素ガス
モル分率の上昇を抑えて水素燃焼が防止され、格納容器
に加わる動荷重を回避することができる。また、水素燃
焼によるフィルタ付きベント装置の破損が防止され、格
納容器内の圧力の過大な上昇を防ぐことができる。この
結果、苛酷事故時においても格納容器の健全性を維持す
ることができる。According to the present invention, when hydrogen gas is generated due to core melting during a severe accident, hydrogen combustion is prevented by suppressing an increase in the hydrogen gas molar fraction in the containment vessel, and the movement applied to the containment vessel is suppressed. Load can be avoided. Furthermore, damage to the filter-equipped vent device due to hydrogen combustion can be prevented, and an excessive increase in pressure within the containment vessel can be prevented. As a result, the integrity of the containment vessel can be maintained even in the event of a severe accident.
【図１】本発明の一実施例の原子炉プラントの模式縦断
面図である。FIG. 1 is a schematic longitudinal sectional view of a nuclear reactor plant according to an embodiment of the present invention.
【図２】本発明の効果を示す説明図である。FIG. 2 is an explanatory diagram showing the effects of the present invention.
【図３】従来の原子炉プラントの模式縦断面図である。FIG. 3 is a schematic vertical cross-sectional view of a conventional nuclear reactor plant.
１…格納容器、２…原子炉建屋、３…ドライウェル、４
…ウェットウェル、５…炉心、６…圧力容器、８…水プ
ール、９…ベント管、１０…床コンクリート、１１…炉
心溶融物、１２…窒素ガス発生装置、１６…フィルタ付
きベント装置、１７…排気塔、１９…緊急用窒素ガス注
入装置、２０…ディ−ゼル発電機又は蓄電池、２３、２
４…手動又は電動バルブ。1...Containment vessel, 2...Reactor building, 3...Dry well, 4
... Wet well, 5... Core, 6... Pressure vessel, 8... Water pool, 9... Vent pipe, 10... Floor concrete, 11... Core melt, 12... Nitrogen gas generator, 16... Vent device with filter, 17... Exhaust tower, 19... Emergency nitrogen gas injection device, 20... Diesel generator or storage battery, 23, 2
4...Manual or electric valve.
Claims (4)
ち前記原子炉格納容器内に水素ガスが発生しても燃焼し
ないように前記原子炉格納容器内の雰囲気を不活性ガス
で置換するための前記不活性ガスを前記原子炉格納容器
内に供給する不活性ガス発生装置と、前記原子炉格納容
器内のガスを外部に排出するフィルタ付きベント装置を
有する原子炉プラントにおいて、前記不活性ガス発生装
置とは別個に、過酷事故時、前記原子炉格納容器の外部
より緊急用の不活性ガスを大量に前記原子炉格納容器内
に注入するための前記原子炉格納容器の外部に配備した
緊急用不活性ガス注入装置、前記原子炉格納容器と前記
緊急用不活性ガス注入装置を連結する緊急用配管、及び
該緊急用配管の開閉を手動で行う手動バルブを有するこ
とを特徴とする原子炉プラント。[Claim 1] To replace the atmosphere in the reactor containment vessel with an inert gas so as to keep the oxygen concentration in the reactor containment vessel low and prevent combustion even if hydrogen gas is generated in the reactor containment vessel. A nuclear reactor plant having an inert gas generator that supplies the inert gas into the reactor containment vessel, and a vent device with a filter that discharges the gas in the reactor containment vessel to the outside. Separately from the generator, there is an emergency system installed outside the reactor containment vessel for injecting a large amount of emergency inert gas into the reactor containment vessel from outside the reactor containment vessel in the event of a severe accident. A nuclear reactor comprising an inert gas injection device for emergency use, an emergency pipe connecting the reactor containment vessel and the emergency inert gas injection device, and a manual valve for manually opening and closing the emergency pipe. plant.
タ付きベント装置にも注入するための前記緊急用不活性
ガス注入装置と前記フィルタ付きベント装置を連結する
緊急用配管、及び該緊急用配管の開閉を手動で行う手動
バルブを有する請求項１記載の原子炉プラント。2. Emergency piping connecting the emergency inert gas injection device and the filtered vent device for injecting the emergency inert gas also to the filtered vent device, and the emergency piping. 2. The nuclear reactor plant according to claim 1, further comprising a manual valve that is manually opened and closed.
ディ−ゼルエンジン又は蓄電池の動力により開閉される
電動バルブよりなる請求項１又は２記載の原子炉プラン
ト。3. The nuclear reactor plant according to claim 1, wherein the manual valve is an electric valve that is opened and closed by the power of a diesel engine or a storage battery that is deployed for emergencies.
式であることを特徴とする請求項１記載の原子炉プラン
ト。4. The nuclear reactor plant according to claim 1, wherein the emergency inert gas injection device is mobile.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3120630A JPH04348299A (en) | 1991-05-27 | 1991-05-27 | Reactor plant |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3120630A JPH04348299A (en) | 1991-05-27 | 1991-05-27 | Reactor plant |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04348299A true JPH04348299A (en) | 1992-12-03 |
Family
ID=14790983
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3120630A Pending JPH04348299A (en) | 1991-05-27 | 1991-05-27 | Reactor plant |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH04348299A (en) |
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0689212A1 (en) * | 1994-06-21 | 1995-12-27 | Siemens Aktiengesellschaft | Arrangement for rendering inert the atmosphere in a nuclear reactor containment |
| JP2012225766A (en) * | 2011-04-20 | 2012-11-15 | Haruko Amiya | Reactor cooling system |
| JP2013185827A (en) * | 2012-03-05 | 2013-09-19 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Shield structure and shield method |
| JP2014044118A (en) * | 2012-08-27 | 2014-03-13 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | Filter vent device of nuclear reactor containment vessel, and the nuclear reactor containment vessel |
| JP2014130028A (en) * | 2012-12-28 | 2014-07-10 | Norihiko Yoshikawa | Collection bag, and safety apparatus using the same |
| JP2016027350A (en) * | 2015-11-02 | 2016-02-18 | 元浩 岡田 | Nuclear power plant system |
| JP2017020998A (en) * | 2015-07-10 | 2017-01-26 | 元浩 岡田 | Nuclear power generation apparatus |
-
1991
- 1991-05-27 JP JP3120630A patent/JPH04348299A/en active Pending
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0689212A1 (en) * | 1994-06-21 | 1995-12-27 | Siemens Aktiengesellschaft | Arrangement for rendering inert the atmosphere in a nuclear reactor containment |
| JP2012225766A (en) * | 2011-04-20 | 2012-11-15 | Haruko Amiya | Reactor cooling system |
| JP2013185827A (en) * | 2012-03-05 | 2013-09-19 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Shield structure and shield method |
| JP2014044118A (en) * | 2012-08-27 | 2014-03-13 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | Filter vent device of nuclear reactor containment vessel, and the nuclear reactor containment vessel |
| JP2014130028A (en) * | 2012-12-28 | 2014-07-10 | Norihiko Yoshikawa | Collection bag, and safety apparatus using the same |
| JP2017020998A (en) * | 2015-07-10 | 2017-01-26 | 元浩 岡田 | Nuclear power generation apparatus |
| JP2016027350A (en) * | 2015-11-02 | 2016-02-18 | 元浩 岡田 | Nuclear power plant system |
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