JPH07128493A

JPH07128493A - 原子炉格納容器排気システム

Info

Publication number: JPH07128493A
Application number: JP27405693A
Authority: JP
Inventors: Yukio Hatakeyama; 由紀夫畠山; Hirokatsu Shishido; 弘克宍戸; Satoshi Miura; 聡志三浦; Shingo Oda; 伸吾織田; Minoru Saito; 実斉藤
Original assignee: Hitachi Engineering Co Ltd; Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Engineering Co Ltd; Hitachi Ltd
Priority date: 1993-11-02
Filing date: 1993-11-02
Publication date: 1995-05-19

Abstract

(57)【要約】【構成】原子炉格納容器２から主蒸気管配管へ接続する
配管及びを原子炉格納容器隔離弁６及び８を設け、気体
廃棄物処理系出口側に、タービン復水器１５へ戻る配管
並びに電動弁１９を設け、グランド蒸気排風機２４出口
側に、電動弁２７及びベントフィルタ２８を設ける。【効果】タービン復水器内で放射性物質を一時保留し、
崩壊による減少並びに気体廃棄物処理系の再循環運転に
より放射性物質を低減して、主排気筒から大気へ放出す
る放射性物質を最小にすることができる。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、原子炉格納容器を有す
る原子力発電プラントに係り、特に、原子炉格納容器の
過剰な圧力を抑制し、原子炉格納容器の損傷を防止する
とともに、原子炉格納容器内の放射性物質を過大に環境
中に放出しない設備に関する。

【０００２】

【従来の技術】従来の技術は、アールオーシュルー
テルアンドアールピーシュミッツ“フィルター
ドベントッドコンテーンメント”（R. O. Schluete
r andR. P. Schumitz, “Filtered Vented Containmen
t”, Fourth Workshop on Containment Integrity, Jun
e １５, １９８８.)に記載されているように、原子炉格
納容器内の圧力上昇による原子炉格納容器の過圧損傷を
防止するために図７に示すフィルタベント装置を介して
ベントし、フィルタ内で放射性物質を含んだエアロゾル
粒子を除去したあと、大気放出するシステムとなってい
た。しかし、原子炉格納容器から放出される放射性物質
が多量に存在する場合には、エアロゾル粒子による目づ
まりを防止するために大型なフィルタ装置を用いてい
た。

【０００３】

【発明が解決しようとする課題】従来技術では、事故時
の原子炉格納容器内の圧力上昇による原子炉格納容器の
過圧損傷を防止するため、フィルタベントシステムを介
してベントし、フィルタで放射性物質のエアロゾル粒子
を除去したあと大気へ放出するシステムとなっている。

【０００４】しかし、大型のフィルタベントシステムを
有しており、また、希ガスの除去という点については有
効ではない。

【０００５】本発明の目的は、不容性エアロゾルも含め
た放射性物質の除去を達成し、環境への放射性物質の放
出を最小にすることにある。

【０００６】また、既存のシステムを用いる改良によ
る、低コストでの実現を可能にすることにある。

【０００７】

【課題を解決するための手段】上記目的は、原子炉格納
容器のドライウェル部及びウェットウェル部から主蒸気
管配管への接続配管と原子炉格納容器隔離弁を設け、こ
の配管とタービンバイパスラインを用いて原子炉格納容
器内の過剰な圧力をタービン復水器へ放出して、タービ
ン復水器内で蒸気を凝縮させ水溶性の放射性物質を除去
すること、並びに、タービン復水器内に一時保留するこ
とで放射性物質の崩壊による削減を計り、さらに、非凝
縮性ガスについては気体廃棄物処理系により放射性物質
の除去を十分行い放射性物質の低減を計ってから主排気
塔より大気放出を行う構造とすることにより達成され
る。

【０００８】

【作用】原子炉格納容器内過圧時は、ドライウェル部又
はウェットウェル部から主蒸気管配管へ接続する配管の
隔離弁とタービンバイパス弁を開放することにより、タ
ービンバイパスラインを介してタービン復水器に放出す
る。タービン復水器への過剰圧力の放出により原子炉格
納容器内の圧力は低下し過圧損傷は防止される。タービ
ン復水器に放出された水溶性の蒸気はタービン復水器内
で凝縮される。また、非凝縮性ガスはタービン復水器に
接続されている気体廃棄物処理系により放射性物質の除
去を行い、さらに、戻し配管を用いて再循環させること
でより一層の放射性物質の低減を計る。大気中への放出
が必要とされる場合には、上記の十分な放射性物質の除
去を行ってから主排気筒より放出する。

【０００９】また、タービングランドシールを維持して
タービン側からの蒸気漏洩を防止する。

【００１０】

【実施例】以下、本発明の実施例を図１ないし図５によ
り説明する。

【００１１】本発明の原子炉は、図１に示すように主蒸
気隔離弁３が閉じているため、原子炉格納容器２内の圧
力が上昇している状態にある。主蒸気隔離弁３が閉じて
いるため主蒸気流量は無く、タービン加減弁１１及びタ
ービン止め弁１０は閉止される。

【００１２】この状態が続くと図３に示すように原子炉
格納容器２の設計圧力まで上昇を続け原子炉格納容器２
の過圧損傷を招くことになる。

【００１３】そこで、図２に示すように、タービン復水
器１５の真空状態を破壊し、ドライウェル４部又はウェ
ットウェル７部の隔離弁６または隔離弁８と、タービン
バイパス弁１２を開放し、原子炉格納容器２内の過剰な
圧力をタービン復水器１５へ排気する。

【００１４】原子炉格納容器２内の蒸気をタービン主復
水器１５へ排気することにより、図４に示すように原子
炉格納容器２内の圧力は低下し、原子炉格納容器２の過
圧損傷を防止できる。

【００１５】タービン主復水器１５の容量は、原子炉格
納容器２の空間容量とほぼ同等であるので、蒸気の放出
先としては十分容量を満足する。また、タービン復水器
１５内の温度上昇を抑えるために、循環水ポンプ１４を
運転させることで海水による冷却を行う。

【００１６】タービン復水器１５内へ放出された蒸気並
びに非凝縮性ガスの中から蒸気分を、タービン復水器１
５内で凝縮させる。タービン復水器１５内で、放射性物
質を含んだ凝縮蒸気並びに非凝縮性ガスを一時保留され
ることにより放射性物質は崩壊して放射性濃度は低減さ
れる。

【００１７】一方、タービン１３側からの放射性物質を
含んだ非凝縮性ガスの漏えいを防ぐため、タービングラ
ンドシールを維持する。

【００１８】タービングランドシールは、図５に示すよ
うにタービングランド部をグランド蒸気蒸化器２２また
は所内蒸気系２１からの発生蒸気でシールドしてタービ
ンの下段側から蒸気を引き出して放射性物質を含んだ非
凝縮性ガスの漏えいを防ぐものである。

【００１９】原子炉格納容器２内の過剰圧力をタービン
復水器１５へ放出した際にグランドシールに用いた蒸気
は、グランド蒸気復水器２３へ送り、復水ポンプ２５を
１台運転させて凝縮させる。グランド蒸気復水器２３で
凝縮されない非凝縮性ガスについては、グランド蒸気排
風機２４によって抽出を行い、グランド蒸気復水器２３
出口のフィルタ側電動弁２７を開弁し、さらに並行する
もう一方の電動弁２６を閉弁してベントフィルタ２８に
より処理を行ってから主排気筒２９より大気へ放出す
る。

【００２０】また、タービン復水器１５へ放出された非
凝縮性のガスについては、気体廃棄物処理系を用いて放
射性物質の除去を行う。気体廃棄物処理系は、図２に示
すように、空気抽出器１６，吸着塔１７，ブロワ１８に
より構成されている。気体廃棄物処理系の吸着塔１７に
より放射性ガスの除去を行うが、気体廃棄物処理系のブ
ロワ出口側の電動弁２０を閉弁しタービン復水器１５へ
の戻り配管の電動弁１９を開弁してタービン復水器１５
との間を循環させることで、より一層の放射性物質の除
去を計る。また、空気抽出を行うことでタービン復水器
１５内を負圧に保ち、タービン復水器１５内の物質が外
部へ漏洩するのを防ぐ。そして、この再循環運転を行
い、非凝縮性の放射性物質の低減を十分に行った後で主
排気筒２９から大気へ放出する。

【００２１】

【発明の効果】本発明によれば、原子炉格納容器内の過
剰圧力をタービン復水器に排気して、水溶性の蒸気を凝
縮させて一時保留することで、放射性物質の崩壊による
削減を行い、また非凝縮性のガスは、気体廃棄物処理系
による放射性物質の除去を行い、復水器へ戻す再循環運
転を行うことで原子炉格納容器から放出される放射性物
質のより一層の低減を図ることが出来る。

【００２２】大気放出する場合でも、上記のようにター
ビン復水器内での蒸気凝縮による放射性物質の低減及び
気体廃棄物処理系による放射性物質の除去により放出さ
れる放射性ガスを最小限に抑える効果がある。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の一実施例の系統図。

【図２】本発明の第二の実施例の系統図。

【図３】本発明の一実施例の原子炉格納容器内圧力変化
の説明図。

【図４】本発明の第二実施例の原子炉格納容器内圧力変
化の説明図。

【図５】本発明の実施例のグランドシール部の系統図。

【図６】従来の原子炉格納容器ベントの系統図。

【符号の説明】

２…原子炉格納容器、３…主蒸気隔離弁、４…ドライウ
ェル、６…隔離弁（ドライウェル側）、７…ウェットウ
ェル、８…隔離弁（ウェットウェル側）、１０…タービ
ン止め弁、１１…タービン加減弁、１２…タービンバイ
パス弁、１３…タービン、１４…循環水ポンプ、１５…
タービン復水器、１６…空気抽出器、１７…吸着塔、１
８…ブロワ、１９，２０，２６，２７…電動弁、２１…
所内蒸気系、２２…グランド蒸気蒸化器、２３…グラン
ド蒸気復水器、２４…グランド蒸気排風機、２５…復水
ポンプ、２８…ベントフィルタ、２９…主排気筒。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者三浦聡志茨城県日立市幸町三丁目２番１号日立エンジニアリング株式会社内 (72)発明者織田伸吾茨城県日立市幸町三丁目２番１号日立エンジニアリング株式会社内 (72)発明者斉藤実茨城県日立市幸町三丁目２番１号日立エンジニアリング株式会社内

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】原子炉格納容器とタービン及びタービン復
水器を有する原子力発電所において、原子炉格納容器の
ドライウェル部又はウェットウェル部から主蒸気管配管
へ接続する配管を設け、その配管に原子炉格納容器隔離
弁を設けることを特徴とする原子炉格納容器排気システ
ム。
【請求項２】請求項１において、配管に設ける原子炉格
納容器隔離弁として不活性ガス処理系の原子炉格納容器
隔離弁を用いる原子炉格納容器排気システム。
【請求項３】請求項１において、グランド蒸気排風機出
口に、電動弁とこれと平行して電動弁とフィルタ、並び
にそれらを接続する配管を設ける原子炉格納容器排気シ
ステム。
【請求項４】請求項１において、気体廃棄物処理系出口
側に、タービン復水器へ戻る配管を設け、その配管の途
中に電動弁を設ける原子炉格納容器排気システム。
【請求項５】請求項１において、原子炉格納容器過圧状
態で、原子炉格納容器から主蒸気管配管へ接続された配
管の原子炉格納容器隔離弁とタービンバイパス弁を開放
して、原子炉格納容器内の過剰な圧力をタービン復水器
へ放出する原子炉格納容器排気システム。
【請求項６】請求項５において、タービン復水器へ放出
した蒸気並びに非凝縮性ガスの中から蒸気分をタービン
復水器内で凝縮させて、凝縮蒸気並びに非凝縮性ガスを
タービン復水器内で一時保留させる原子炉格納容器排気
システムの運転方法。
【請求項７】請求項１において、原子炉格納容器内の過
剰な圧力をタービン復水器へ放出した際は、グランド蒸
気排風機出口のフィルタ側電動弁を開弁し、並行するも
う一方の電動弁を閉弁する原子炉格納容器排気システム
の運転方法。
【請求項８】請求項６において、タービン復水器内の非
凝縮性ガスをタービン復水器から気体廃棄物処理系の抽
出機，吸着塔、及びブロワを介し、タービン復水器へ戻
る配管を用いて再循環運転をする原子炉格納容器排気シ
ステムの運転方法。