JPH0636061B2 - アニユラス排気設備 - Google Patents
アニユラス排気設備Info
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- JPH0636061B2 JPH0636061B2 JP61232747A JP23274786A JPH0636061B2 JP H0636061 B2 JPH0636061 B2 JP H0636061B2 JP 61232747 A JP61232747 A JP 61232747A JP 23274786 A JP23274786 A JP 23274786A JP H0636061 B2 JPH0636061 B2 JP H0636061B2
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- JP
- Japan
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- annulus
- exhaust
- pipe
- negative pressure
- air supply
- Prior art date
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- Expired - Lifetime
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- 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
- Separation By Low-Temperature Treatments (AREA)
- Superconductors And Manufacturing Methods Therefor (AREA)
- Preparation Of Compounds By Using Micro-Organisms (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、原子力プラントの二次格納施設としてのアニ
ユラス部を排気するアニユラス排気設備に係り、特に、
アニユラス部負圧達成後におけるアニユラス部からの排
気中に含まれる放射能をより低減するのに好適なアニユ
ラス排気設備に関する。
ユラス部を排気するアニユラス排気設備に係り、特に、
アニユラス部負圧達成後におけるアニユラス部からの排
気中に含まれる放射能をより低減するのに好適なアニユ
ラス排気設備に関する。
従来の原子力プラントの系統構成の一例を第５図に示
す。図において、１はタービン、２は原子炉格納容器、
３は給水ポンプ、４は給水管、５は原子炉圧力容器、６
は燃料棒、１０は外周円筒コンクリート壁、１２はアニ
ユラスシール、１１は貫通配管、１３はアニユラス部、
１９はアニユラス排気管、１５は放射性物質除去フイル
タユニツト、１４はアニユラス排気フアン、１６は風導
管、１８はスタツク、１７はアニユラス給気弁、２３は
格納容器サンプ、８は非常用ポンプ、９は冷却水タン
ク、２２は安全補機室、２５は安全補機室の放射性物質
除去フイルタユニツト、２４はその排気フアン、２６は
風導管である。
す。図において、１はタービン、２は原子炉格納容器、
３は給水ポンプ、４は給水管、５は原子炉圧力容器、６
は燃料棒、１０は外周円筒コンクリート壁、１２はアニ
ユラスシール、１１は貫通配管、１３はアニユラス部、
１９はアニユラス排気管、１５は放射性物質除去フイル
タユニツト、１４はアニユラス排気フアン、１６は風導
管、１８はスタツク、１７はアニユラス給気弁、２３は
格納容器サンプ、８は非常用ポンプ、９は冷却水タン
ク、２２は安全補機室、２５は安全補機室の放射性物質
除去フイルタユニツト、２４はその排気フアン、２６は
風導管である。
このような構成において、原子炉圧力容器５で発生した
蒸気は、貫通配管１１を通りタービン１に導かれ、そこ
で仕事をしたのち、冷却凝縮されて給水ポンプ３により
給水管４から再び原子炉圧力容器５に送られる。
蒸気は、貫通配管１１を通りタービン１に導かれ、そこ
で仕事をしたのち、冷却凝縮されて給水ポンプ３により
給水管４から再び原子炉圧力容器５に送られる。
給水管４等において、万一配管破断が発生した場合に
は、第６図に示すように、配管破断口７から炉水が原子
炉格納容器２内へ放出されるため、原子炉圧力容器５内
に設置された燃料棒６の周りの炉水の圧力が急激に減少
し、燃料棒６内に蓄積された放射性物質が燃料棒被覆管
ピンホールを通し、炉水中ひいては原子炉格納容器２内
に放出される可能性がある。炉水が配管破断口７から流
出し、原子炉圧力容器５内の炉水が減少すると、非常用
ポンプ８が作動し、冷却水タンク９から冷却水を原子炉
圧力容器５内に注水し、原子炉を安全に停止させる。
は、第６図に示すように、配管破断口７から炉水が原子
炉格納容器２内へ放出されるため、原子炉圧力容器５内
に設置された燃料棒６の周りの炉水の圧力が急激に減少
し、燃料棒６内に蓄積された放射性物質が燃料棒被覆管
ピンホールを通し、炉水中ひいては原子炉格納容器２内
に放出される可能性がある。炉水が配管破断口７から流
出し、原子炉圧力容器５内の炉水が減少すると、非常用
ポンプ８が作動し、冷却水タンク９から冷却水を原子炉
圧力容器５内に注水し、原子炉を安全に停止させる。
また、配管破断口７から流出した放射性物質は、超気密
な原子炉格納容器２内に閉じ込め、環境への放射性物質
の漏洩を防止している。しかし、配管破断口７からは高
温高圧の蒸気が原子炉格納容器２内に放出されるため、
原子炉格納容器２内の温度が急激に上昇し、その圧力が
環境に対して正圧となるため、万一原子炉格納容器２内
が気密性を失つた場合にも、原子炉格納容器２内の放射
性物質が直接環境へ放出されないように、外周円筒コン
クリート壁１０を設け、第二次格納容器としている。原
子炉格納容器２と外周円筒コンクリート壁１０とアニユ
ラスシール１２とで形成される密閉空間がアニユラス部
である。アニユラス部１３は、原子炉格納容器２の気密
性を失う要因として考えられる原子炉格納容器を貫通す
る配管１１部分が全て含まれるように形成されている。
な原子炉格納容器２内に閉じ込め、環境への放射性物質
の漏洩を防止している。しかし、配管破断口７からは高
温高圧の蒸気が原子炉格納容器２内に放出されるため、
原子炉格納容器２内の温度が急激に上昇し、その圧力が
環境に対して正圧となるため、万一原子炉格納容器２内
が気密性を失つた場合にも、原子炉格納容器２内の放射
性物質が直接環境へ放出されないように、外周円筒コン
クリート壁１０を設け、第二次格納容器としている。原
子炉格納容器２と外周円筒コンクリート壁１０とアニユ
ラスシール１２とで形成される密閉空間がアニユラス部
である。アニユラス部１３は、原子炉格納容器２の気密
性を失う要因として考えられる原子炉格納容器を貫通す
る配管１１部分が全て含まれるように形成されている。
配管破断発生直後に、アニユラス排気フアン１４を起動
し、放射性室除去フイルタユニツト１５を通し排気する
ことにより、アニユラス部１３を環境に対して、規定時
間内に負圧に戻し、環境に放出される可能性のある放射
性物質を含んだ空気を、全て放射性物質除去フイルタユ
ニツト１５を通して排気するように配慮してある。放射
性物質除去フイルタユニツト１５とアニユラス排気フア
ン１４と風導管１６とからなるアニユラス排気設備の設
備容量は、アニユラス部１３の圧力が、配管破断後規定
時間内に、原子炉格納容器２からの伝熱によるアニユラ
ス部１３の空気の熱膨張に打勝つて、環境に対し負圧に
なるように決められている。
し、放射性室除去フイルタユニツト１５を通し排気する
ことにより、アニユラス部１３を環境に対して、規定時
間内に負圧に戻し、環境に放出される可能性のある放射
性物質を含んだ空気を、全て放射性物質除去フイルタユ
ニツト１５を通して排気するように配慮してある。放射
性物質除去フイルタユニツト１５とアニユラス排気フア
ン１４と風導管１６とからなるアニユラス排気設備の設
備容量は、アニユラス部１３の圧力が、配管破断後規定
時間内に、原子炉格納容器２からの伝熱によるアニユラ
ス部１３の空気の熱膨張に打勝つて、環境に対し負圧に
なるように決められている。
アニユラス部１３の負圧が達成された後は、原子炉格納
容器２からの伝熱量がすでに減少しており、アニユラス
部１３の空気の熱膨張の度合いは急激に減少し、ひいて
はその空気への原子炉格納容器２からの伝熱と外周円筒
コンクリート壁１０への放熱が熱バランスするため、熱
的な膨張がなくなり、第７図に示すように、アニユラス
部１３内の温度は、原子炉格納容器２内の温度降下とと
もに低下する傾向にある。したがつて、アニユラス部１
３の負圧達成後に、その負圧を維持するために、アニユ
ラス部１３からアニユラス排気フアン１４で排気すべき
風量は、アニユラス部１３を配管破断直後から規定時間
内に負圧にするために必要なアニユラス排気容量よりも
大幅に小さくなる。
容器２からの伝熱量がすでに減少しており、アニユラス
部１３の空気の熱膨張の度合いは急激に減少し、ひいて
はその空気への原子炉格納容器２からの伝熱と外周円筒
コンクリート壁１０への放熱が熱バランスするため、熱
的な膨張がなくなり、第７図に示すように、アニユラス
部１３内の温度は、原子炉格納容器２内の温度降下とと
もに低下する傾向にある。したがつて、アニユラス部１
３の負圧達成後に、その負圧を維持するために、アニユ
ラス部１３からアニユラス排気フアン１４で排気すべき
風量は、アニユラス部１３を配管破断直後から規定時間
内に負圧にするために必要なアニユラス排気容量よりも
大幅に小さくなる。
アニユラス排気設備は、安全上重要な設備であるから、
排気フアンのサージング等を防止し、高信頼性を確保す
るために、事故後の運転風量は極力一定にする必要があ
る。そこで、従来はアニユラス部１３にアニユラス給気
弁１７を設け、アニユラス部１３の負圧達成後はアニユ
ラス給気弁１７から大容量の外気を導入し、アニユラス
部１３に停滞している放射性物質またはアニユラス部１
３において放射性減衰中の放射性物質等を、強制的に放
射性物質除去フイルタユニツト１５に導き、処理後の排
気をスタツク１８から大気中に放出していた。
排気フアンのサージング等を防止し、高信頼性を確保す
るために、事故後の運転風量は極力一定にする必要があ
る。そこで、従来はアニユラス部１３にアニユラス給気
弁１７を設け、アニユラス部１３の負圧達成後はアニユ
ラス給気弁１７から大容量の外気を導入し、アニユラス
部１３に停滞している放射性物質またはアニユラス部１
３において放射性減衰中の放射性物質等を、強制的に放
射性物質除去フイルタユニツト１５に導き、処理後の排
気をスタツク１８から大気中に放出していた。
このように、アニユラス給気弁１７をアニユラス部１３
に設けられていたために、本来は放射性物質の自己減衰
作用を期待して設けてあつたアニユラス部１３における
放射性物質の滞留時間が極端に短かくなり、原子炉格納
容器２から漏れる可能性のある放射性物質が十分に減衰
されないままに大気中に放出される可能性があつた。
に設けられていたために、本来は放射性物質の自己減衰
作用を期待して設けてあつたアニユラス部１３における
放射性物質の滞留時間が極端に短かくなり、原子炉格納
容器２から漏れる可能性のある放射性物質が十分に減衰
されないままに大気中に放出される可能性があつた。
本発明の目的は、アニユラス部１３の負圧達成後にアニ
ユラス部１３から排気する量をアニユラス部の負圧を維
持するのに必要最低限の風量とし、アニユラス部１３の
放射性物質が環境に放出される可能性を極力低く抑える
ことができるアニユラス排気設備を提供することであ
る。
ユラス部１３から排気する量をアニユラス部の負圧を維
持するのに必要最低限の風量とし、アニユラス部１３の
放射性物質が環境に放出される可能性を極力低く抑える
ことができるアニユラス排気設備を提供することであ
る。
本発明は、上記目的を達成するために、アニユラス排気
フアンのサージングを防止するための外気を取り込むバ
イパス給気弁付きバイパス給気管を、従来のアニユラス
部に設ける構成に代えて、アニユラス排気管の途中に設
けたアニユラス排気設備を提案するものである。
フアンのサージングを防止するための外気を取り込むバ
イパス給気弁付きバイパス給気管を、従来のアニユラス
部に設ける構成に代えて、アニユラス排気管の途中に設
けたアニユラス排気設備を提案するものである。
本発明においては、バイパス給気管をアニユラス排気管
に直接設けたので、アニユラス部の負圧が達成された後
のアニユラス部からの排気量を極端に減らすことができ
る。一般に、アニユラス部に存在する放射性物質のアニ
ユラス部内の平均存在時間ＴＡは、アニユラス空間体積
をＡ、アニユラス部からの排気量をＱ／ｈとすると、Ｔ
Ａ＝Ａ／Ｑで示されるから、アニユラス部からの排気量
が減少すると、放射性物質のアニュラス部内での平均存
在時間が長くなり、アニュラス排気ファンによりスタツ
クから放出される際の放射能が、自己減衰により低減さ
れることになる。
に直接設けたので、アニユラス部の負圧が達成された後
のアニユラス部からの排気量を極端に減らすことができ
る。一般に、アニユラス部に存在する放射性物質のアニ
ユラス部内の平均存在時間ＴＡは、アニユラス空間体積
をＡ、アニユラス部からの排気量をＱ／ｈとすると、Ｔ
Ａ＝Ａ／Ｑで示されるから、アニユラス部からの排気量
が減少すると、放射性物質のアニュラス部内での平均存
在時間が長くなり、アニュラス排気ファンによりスタツ
クから放出される際の放射能が、自己減衰により低減さ
れることになる。
ある放射性核種の半減期をＴとすると、アニユラス負圧
達成後にスタツクから放出される可能性のある放射性核
種の放射能Ｉの本発明のアニユラス排気設備による低減
比ηは、概略次式で表現される。
達成後にスタツクから放出される可能性のある放射性核
種の放射能Ｉの本発明のアニユラス排気設備による低減
比ηは、概略次式で表現される。
ただし、Ｉmin：本発明によるスタツクからの放出放射
能 ＩＯ：従来例によるスタツクからの放出放射能 Ｑmin：本発明によるアニユラス部負圧達成後のアニユ
ラス部からの排気流量 ＱＯ：従来例によるアニユラス部負圧達成前後のアニユ
ラス部からの排気流量 つまり、従来例のように、アニユラス部の負圧達成後も
アニユラス給気弁から強制的にアニユラス部へ外気を給
気し、常にアニユラス部からの排気量をＱＯとした場合
に比較し、アニユラス部負圧達成後にはアニユラス部を
負圧に維持するのに必要な最低流量Ｑminのみを排気し
た場合における低減比ηは、アニユラス部体積Ａを１０
０００m3、ある放射性核種の半減期Ｔを２４時間、配管
破断後規定時間内にアニユラス部の負圧を達成するに必
要な風量ＱＯを１００００m3／ｈ、およびアニユラス部
負圧達成後アニユラス部の負圧維持に必要な最低風量Ｑ
minを５００m3／ｈとすると、上式から求められて、η
＝０．５８となり、放射性核種に対しては、スタツクか
ら放出する可能性のある放射能が役４０％減少し、アニ
ユラス部から環境への放出放射能がより一層低減され
る。
能 ＩＯ：従来例によるスタツクからの放出放射能 Ｑmin：本発明によるアニユラス部負圧達成後のアニユ
ラス部からの排気流量 ＱＯ：従来例によるアニユラス部負圧達成前後のアニユ
ラス部からの排気流量 つまり、従来例のように、アニユラス部の負圧達成後も
アニユラス給気弁から強制的にアニユラス部へ外気を給
気し、常にアニユラス部からの排気量をＱＯとした場合
に比較し、アニユラス部負圧達成後にはアニユラス部を
負圧に維持するのに必要な最低流量Ｑminのみを排気し
た場合における低減比ηは、アニユラス部体積Ａを１０
０００m3、ある放射性核種の半減期Ｔを２４時間、配管
破断後規定時間内にアニユラス部の負圧を達成するに必
要な風量ＱＯを１００００m3／ｈ、およびアニユラス部
負圧達成後アニユラス部の負圧維持に必要な最低風量Ｑ
minを５００m3／ｈとすると、上式から求められて、η
＝０．５８となり、放射性核種に対しては、スタツクか
ら放出する可能性のある放射能が役４０％減少し、アニ
ユラス部から環境への放出放射能がより一層低減され
る。
第４図は本発明の基本的実施例を示す原子力プラントの
系統図である。本実施例が第５図の従来例と異なるの
は、アニユラス部に設けてあつたアニユラス給気弁１７
に代えて、アニユラス排気管１９上にバイパス給気弁２
１Ａを有するバイパス給気管２１を設けたことである。
アニユラス部１３の負圧達成後にバイパス給気弁２１Ａ
を開くと、アニラス部１３を介することなく外気をアニ
ユラス排気管１９に直接取り込むことができ、アニユラ
ス部の放射性物質を持ち出すことがなくなるので、外気
に放出される放射性物質の量を著しく低減することがで
きる。ただし、この場合は、安全補機室排気設備を従来
通りに備えたままである。
系統図である。本実施例が第５図の従来例と異なるの
は、アニユラス部に設けてあつたアニユラス給気弁１７
に代えて、アニユラス排気管１９上にバイパス給気弁２
１Ａを有するバイパス給気管２１を設けたことである。
アニユラス部１３の負圧達成後にバイパス給気弁２１Ａ
を開くと、アニラス部１３を介することなく外気をアニ
ユラス排気管１９に直接取り込むことができ、アニユラ
ス部の放射性物質を持ち出すことがなくなるので、外気
に放出される放射性物質の量を著しく低減することがで
きる。ただし、この場合は、安全補機室排気設備を従来
通りに備えたままである。
第４図に示した設備では、従来の設備と同じく、前記ア
ニュラス排気設備と安全補機室２２からの排気設備とが
併設してある。第６図の配管破断直後の状態では、非常
用ポンプ８には冷却水タンク９から見ずが補給されるか
ら、放射性物質を含んだ格納容器ポンプ２３内の水は安
全補機室内の配管には流れないので、安全補機室２２内
は放射能汚染されることはなく、放射性物質除去フィル
タニット２５を働かせる必要がない。第７図に示したア
ニュラス部１３の負圧達成後に、格納容器サンプ２３か
ら冷却水を取り込み、再び原子炉圧力容器５に送るの
で、格納容器サンプ２３から取り入れられる冷却水の安
全補機室２２内への漏れ込みに配慮して、ここで初めて
放射性物質除去フィルタユニット２５を働かせることに
なる。したがって、第６図の状態では安全補機室排気設
備は、いわば遊休状態にある。これに対して、第７図に
示したアニュラス部１３の負圧達成後は、アニュラス排
気設備の排気量は、すでに非常に少なくなっているか
ら、安全補機室排気設備を並列運転することは、設備容
量的にむだが多かった。
ニュラス排気設備と安全補機室２２からの排気設備とが
併設してある。第６図の配管破断直後の状態では、非常
用ポンプ８には冷却水タンク９から見ずが補給されるか
ら、放射性物質を含んだ格納容器ポンプ２３内の水は安
全補機室内の配管には流れないので、安全補機室２２内
は放射能汚染されることはなく、放射性物質除去フィル
タニット２５を働かせる必要がない。第７図に示したア
ニュラス部１３の負圧達成後に、格納容器サンプ２３か
ら冷却水を取り込み、再び原子炉圧力容器５に送るの
で、格納容器サンプ２３から取り入れられる冷却水の安
全補機室２２内への漏れ込みに配慮して、ここで初めて
放射性物質除去フィルタユニット２５を働かせることに
なる。したがって、第６図の状態では安全補機室排気設
備は、いわば遊休状態にある。これに対して、第７図に
示したアニュラス部１３の負圧達成後は、アニュラス排
気設備の排気量は、すでに非常に少なくなっているか
ら、安全補機室排気設備を並列運転することは、設備容
量的にむだが多かった。
そこで、本発明の最も好ましい実施例を第１図を参照し
て説明する。本実施例が第４図の基本的実施例と異なる
点は、バイパス給気弁２１Ａの吸い込み側を、安全補機
室排気管２０に接続し、放射性物質除去フィルタユニッ
ト２５及び排気ファン２４を省いたことである。
て説明する。本実施例が第４図の基本的実施例と異なる
点は、バイパス給気弁２１Ａの吸い込み側を、安全補機
室排気管２０に接続し、放射性物質除去フィルタユニッ
ト２５及び排気ファン２４を省いたことである。
第２図は、事故が発生した直後のアニユラス排気設備お
よび原子炉圧力容器５内に冷却水タンク９から冷却水を
緊急注水する非常用ポンプ８の動作を示す図である。本
実施例で仮定した各部の体積およびアニユラス排気フア
ンの容量等の一例を第１表にまとめて示す。
よび原子炉圧力容器５内に冷却水タンク９から冷却水を
緊急注水する非常用ポンプ８の動作を示す図である。本
実施例で仮定した各部の体積およびアニユラス排気フア
ンの容量等の一例を第１表にまとめて示す。
第２図に示すように、事故後アニユラス部１３は、その
内圧を規定時間（１０分）内に環境に対し負圧とするた
めに、アニユラス排気設備により約１００００m3／ｈで
排気処理される。一方、安全機室２２内に設置された非
常用ポンプ８は、冷却水タンク９から冷却水を原子炉圧
力容器５内に注水する。この際、弁およびポンプシール
部等から内部冷却水が漏出するおそれがあるが、冷却水
タンク９の冷却水には、特に放射性物質は含まれていな
いので、環境への被曝上の問題はない。
内圧を規定時間（１０分）内に環境に対し負圧とするた
めに、アニユラス排気設備により約１００００m3／ｈで
排気処理される。一方、安全機室２２内に設置された非
常用ポンプ８は、冷却水タンク９から冷却水を原子炉圧
力容器５内に注水する。この際、弁およびポンプシール
部等から内部冷却水が漏出するおそれがあるが、冷却水
タンク９の冷却水には、特に放射性物質は含まれていな
いので、環境への被曝上の問題はない。
第３図は、事故発生１０分以後の状態を示す。アニユラ
ス部１３はすでに負圧状態となつており、また、事故後
１０分後にはすでにアニユラス部１３は熱的平衡に達し
ているから、アニユラス部１３を以後負圧に維持するの
に必要な排気量は、約５００m3／ｈ程度であり、初期負
圧達成に必要な排気量１００００m3／ｈに比較して約２
０分の１程度となる。
ス部１３はすでに負圧状態となつており、また、事故後
１０分後にはすでにアニユラス部１３は熱的平衡に達し
ているから、アニユラス部１３を以後負圧に維持するの
に必要な排気量は、約５００m3／ｈ程度であり、初期負
圧達成に必要な排気量１００００m3／ｈに比較して約２
０分の１程度となる。
しかし、第８図に示すように、アニユラス排気フアン１
４は、風量が減少すると、風量に対する風圧特性が逆転
し、いわゆるサージング現象が発生するため、極端な風
量変動は許容できない。また本設備自体安全上重要な設
備であるため、排気フアンの高信頼性確保の観点から、
事故後の運転風量は極力一定にする必要がある。
４は、風量が減少すると、風量に対する風圧特性が逆転
し、いわゆるサージング現象が発生するため、極端な風
量変動は許容できない。また本設備自体安全上重要な設
備であるため、排気フアンの高信頼性確保の観点から、
事故後の運転風量は極力一定にする必要がある。
このため、従来例では第７図に示すように、アニユラス
給気弁１７から不足している約9500cm3／ｈを供給する
システムであつたが、本発明では、環境への放出放射能
低減を目的として強制的にアニユラス部への空気を供給
することをやめ、第３図に示すように、アニユラス排気
管１９に新たに接続した安全補機室排気管２０のバイパ
ス給気弁２１を開き、アニユラス部１３からの排気量５
００m3／ｈと安全補機室２２からの排気量9500cm3／ｈ
とをアニユラス排気管１９で合流させ、アニユラス排気
フアン１４には、約１００００m3／ｈの風量を確保する
ようにしてある。ここでは、安全補機室排気設備は不要
となり、アニユラス排気設備のみで両者の役割を果たし
ている。
給気弁１７から不足している約9500cm3／ｈを供給する
システムであつたが、本発明では、環境への放出放射能
低減を目的として強制的にアニユラス部への空気を供給
することをやめ、第３図に示すように、アニユラス排気
管１９に新たに接続した安全補機室排気管２０のバイパ
ス給気弁２１を開き、アニユラス部１３からの排気量５
００m3／ｈと安全補機室２２からの排気量9500cm3／ｈ
とをアニユラス排気管１９で合流させ、アニユラス排気
フアン１４には、約１００００m3／ｈの風量を確保する
ようにしてある。ここでは、安全補機室排気設備は不要
となり、アニユラス排気設備のみで両者の役割を果たし
ている。
仮りに、第９図に示すように、従来のアニユラス排気設
備を用いて、安全補機室排気設備との共用化を図り、設
備の有効利用を考える場合には、環境への放出放射能量
の低減はできない。さらに、安全補機室２２内の放射性
物質が一旦アニユラス部１３へ運ばれるため、放射性物
質の拡散防止上好ましくない系統構成となつてしまう。
備を用いて、安全補機室排気設備との共用化を図り、設
備の有効利用を考える場合には、環境への放出放射能量
の低減はできない。さらに、安全補機室２２内の放射性
物質が一旦アニユラス部１３へ運ばれるため、放射性物
質の拡散防止上好ましくない系統構成となつてしまう。
これに対して、本実施例においては、安全補機室２２か
らの排気開始時間が、事故後１０分以降となるが、安全
補機室２２に設置された非常用ポンプ８が冷却水タンク
９の水源が不足して、その取水源を格納容器サンプ２３
に切換える時間が、事故後３０分以降で、これ以降に冷
却水中に放射性物質が含まれる可能性がでてくるから、
この遅れ時間は被曝上特に問題とはならない。
らの排気開始時間が、事故後１０分以降となるが、安全
補機室２２に設置された非常用ポンプ８が冷却水タンク
９の水源が不足して、その取水源を格納容器サンプ２３
に切換える時間が、事故後３０分以降で、これ以降に冷
却水中に放射性物質が含まれる可能性がでてくるから、
この遅れ時間は被曝上特に問題とはならない。
本発明によれば、アニユラス部負圧達成後のアニユラス
からの排気量は、府圧達成前のアニユラス部からの排気
量の約２０分の１となるので、スタツクから負圧達成後
に環境に放出される放射能量は、従来例に比べて概略前
記(1) 式で計算される値に低減される。
からの排気量は、府圧達成前のアニユラス部からの排気
量の約２０分の１となるので、スタツクから負圧達成後
に環境に放出される放射能量は、従来例に比べて概略前
記(1) 式で計算される値に低減される。
アニユラス部空間内には、いろいろな核種の放射性物質
が原子炉格納容器内からリークする可能性があるが、こ
こで、放射性ヨウ素１３２（Ｉ−１３２）、半減期Ｔ＝
２．２６hrを例にとり、具体的に計算すると、次のよう
になる。
が原子炉格納容器内からリークする可能性があるが、こ
こで、放射性ヨウ素１３２（Ｉ−１３２）、半減期Ｔ＝
２．２６hrを例にとり、具体的に計算すると、次のよう
になる。
よつて、スタツクからアニユラス部負圧達成後環境に放
出されるＩ−１３２の放射能は、本発明によれば、従来
設備に比較し、約９９．７％低減できるので、環境への
放出放射能を極端に減らすことができる。
出されるＩ−１３２の放射能は、本発明によれば、従来
設備に比較し、約９９．７％低減できるので、環境への
放出放射能を極端に減らすことができる。
第１図は本発明によるアニユラス排気設備の一実施例を
示す系統図、第２図は第１図実施例において配管破断が
生じた際の作動状態を示す図、第３図は第２図状態から
所定時間経過後の状態を示す図、第４図は本発明による
アニユラス排気設備の他の実施例を示す系統図、第５図
は従来のアニユラス排気設備の一例を示す系統図、第６
図は第５図実施例において配管破断が生じた際の作動状
態を示す図、第７図は第６図状態から所定時間経過後の
状態を示す図、第８図はアニユラス排気フアンの運転特
性を示す図、第９図は従来の設備合理化案の一例を示す
図である。 １……タービン、２……原子炉格納容器、３……給水ポ
ンプ、４……給水管、５……原子炉圧力容器、６……燃
料棒、７……配管破断口、８……非常用ポンプ、９……
冷却水タンク、１０……外周円筒コンクリート壁、１１
……貫通配管、１２……アニユラスシール、１３……ア
ニユラス部、１４……アニユラス排気フアン、１５……
放射性物質除去フイルタユニツト、１６……風導管、１
７……アニユラス給気弁、１８……スタツク、１９……
アニユラス排気管、２０……安全補機室排気管、２１…
…バイパス給気管、２１Ａ……バイパス給気弁、２２…
…安全補機室、２３……格納容器サンプ。
示す系統図、第２図は第１図実施例において配管破断が
生じた際の作動状態を示す図、第３図は第２図状態から
所定時間経過後の状態を示す図、第４図は本発明による
アニユラス排気設備の他の実施例を示す系統図、第５図
は従来のアニユラス排気設備の一例を示す系統図、第６
図は第５図実施例において配管破断が生じた際の作動状
態を示す図、第７図は第６図状態から所定時間経過後の
状態を示す図、第８図はアニユラス排気フアンの運転特
性を示す図、第９図は従来の設備合理化案の一例を示す
図である。 １……タービン、２……原子炉格納容器、３……給水ポ
ンプ、４……給水管、５……原子炉圧力容器、６……燃
料棒、７……配管破断口、８……非常用ポンプ、９……
冷却水タンク、１０……外周円筒コンクリート壁、１１
……貫通配管、１２……アニユラスシール、１３……ア
ニユラス部、１４……アニユラス排気フアン、１５……
放射性物質除去フイルタユニツト、１６……風導管、１
７……アニユラス給気弁、１８……スタツク、１９……
アニユラス排気管、２０……安全補機室排気管、２１…
…バイパス給気管、２１Ａ……バイパス給気弁、２２…
…安全補機室、２３……格納容器サンプ。
Claims (2)
- 【請求項１】原子力プラントの二次格納施設としてのア
ニユラス部に接続されたアニユラス排気管と、前記アニ
ユラス排気管を通して引出される排気中の放射性物質を
除去する放射性物質除去フイルタと、前記放射性物質除
去フイルタを通して前記アニユラス部を排気しアニユラ
ス部内を負圧に保つアニユラス排気フアンとを含むアニ
ユラス排気設備において、前記アニユラス排気フアンの
サージングを防止するための外気を取り込むバイパス給
気弁付きバイパス給気管を、前記アニユラス排気管の途
中に設けたことを特徴とするアニユラス排気設備。 - 【請求項２】特許請求の範囲第１項において、前記バイ
パス給気弁の吸込側を、前記原子力プラントの安全補機
室に接続したことを特徴とするアニユラス排気設備。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61232747A JPH0636061B2 (ja) | 1986-09-30 | 1986-09-30 | アニユラス排気設備 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61232747A JPH0636061B2 (ja) | 1986-09-30 | 1986-09-30 | アニユラス排気設備 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6385494A JPS6385494A (ja) | 1988-04-15 |
| JPH0636061B2 true JPH0636061B2 (ja) | 1994-05-11 |
Family
ID=16944126
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61232747A Expired - Lifetime JPH0636061B2 (ja) | 1986-09-30 | 1986-09-30 | アニユラス排気設備 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0636061B2 (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP5542471B2 (ja) * | 2010-02-12 | 2014-07-09 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 廃ガス処理システム及び廃ガス処理方法 |
| JP2017122649A (ja) * | 2016-01-07 | 2017-07-13 | 株式会社東芝 | 放射性物質除去システム及び原子力施設 |
-
1986
- 1986-09-30 JP JP61232747A patent/JPH0636061B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6385494A (ja) | 1988-04-15 |
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