JPH08201561A - 原子炉格納容器の安全系 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【目的】異常事態が発生した場合、運転員がいなくて
も、原子炉を安全に停止でき、また、運転員の対応に十
分な余裕が与えられるように安全設計する。 【構成】検出器等を設けて異常事態を検知し、安全系を
自動起動させる。すなわち、原子炉格納容器２内のドラ
イウェル３に圧力温度計測制御装置16ａ，16ｂを設置
し、この圧力温度計測制御装置16ａ，16ｂにＥＣＣＳ作
動信号29と原子炉水位低信号30を入力し、圧力温度計測
制御装置16ａ，16ｂの出力信号を原子炉残留熱除去系
（ＲＨＲ）ポンプ15ａ，15ｂに入力する。これによりポ
ンプ15ａ，15ｂが自動起動しドライウェルスプレイヘッ
ダ６ａ，６ｂおよびウェットウェルスプレイヘッダ８
ａ，８ｂからドライウェル３およびウェットウェル５に
給水して原子炉格納容器２内を冷却する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、とくに沸騰水型原子力
発電プラントにおける原子炉格納容器の安全系に関す
る。

【０００２】

【従来の技術】図７において、炉心を内蔵する原子炉圧
力容器１は原子炉格納容器２内に設置されている。原子
炉格納容器２内は原子炉圧力容器１の上部およびその周
囲にドライウェル３を形成し、下方に圧力抑制室４を設
けて圧力抑制プールとウェットウェル５を形成してい
る。

【０００３】ドライウェル３内には二系統のドライウェ
ルスプレイノズル６ａ，６ｂが配管７ａ，７ｂにより原
子炉残留熱除去系（ＲＨＲ）ポンプ15ａ，15ｂに接続し
ている。ＲＨＲポンプ15ａ，15ｂは熱交換器22ａ，22ｂ
に接続している。ウェットウェル５内にはウェットウェ
ルスプレイヘッダ８ａ，８ｂが設けられている。

【０００４】このウェットウェルスプレイヘッダ８ａ，
８ｂは切換弁19ａ，19ｂを介して配管９ａ，９ｂにより
熱交換器22ａ，22ｂに接続している。圧力抑制室４内の
プール水中にストレーナ11ａ，11ｂが浸漬し、ストレー
ナ11ａ，11ｂは弁を介して熱交換器22ａ，22ｂに接続し
ている。

【０００５】また、原子炉圧力容器１内には高圧炉心ス
プレイノズルと低圧炉心スプレイノズルとが設けられ
て、これらのノズルはＥＣＣＳ系配管13ａ，13ｂ，14
ａ，14ｂによりＨＲＨポンプ15ａ，15ｂに接続してい
る。

【０００６】従来、原子炉格納容器の安全系としては、
図７に示したように原子炉残留熱除去系（ＲＨＲ）の１
つの機能として、ドライウェルスプレイ６ａ，６ｂおよ
びウェットウェルスプレイ８ａ，８ｂが備えられてい
る。

【０００７】原子炉冷却材喪失事故時のような一次冷却
材の原子炉格納容器内部への流出時に原子炉格納容器内
部の圧力・温度の上昇を抑制するために、運転員の手動
操作により、非常用炉心冷却系の一部を原子炉格納容器
スプレイ系に切り替えて、原子炉格納容器内部（ドライ
ウェルおよびウェットウェル）にスプレイ水を起動する
ことが可能となるように設計している。このスプレイ系
のスプレイ水は図７に示すように圧力抑制室プール４の
プール水を水源としている。

【０００８】さらに、このようにして作動された原子炉
格納容器スプレイはドライウェル空間部に作用する時、
炉心から発生する崩壊熱を除去し、これらの熱量を圧力
抑制室プールへと輸送する。また、これ以外にも、原子
炉隔離事象発生後、炉心から発生する崩壊熱による圧力
抑制室プール水温度の上昇を抑制するために、運転員の
手動操作により、非常用炉心冷却系の一部を圧力抑制室
冷却機能として利用することにより、圧力抑制室プール
水温度を低下することが可能となるような設計としてい
る。

【０００９】一方、原子炉格納容器は事故時に発生する
ことが想定される水素・酸素による燃焼に対して、健全
性を維持するために、図７に示されるとおり、原子炉格
納容器には可燃性ガス濃度制御系が備えられており、原
子炉冷却材事故発生後運転員が手動にて起動することに
より、原子炉格納容器内部の水素・酸素濃度を可燃限界
以下とするよう設計されている。

【００１０】設計基準事象の範囲を超えて原子炉格納容
器内部の圧力・温度が上昇した場合には、１つの圧力・
温度抑制手段として格納容器雰囲気の一部を大気中へ放
出する、いわゆる「格納容器ベント」が原子炉発電設備
のアクシデントマネージメントの一つの候補として考え
られている。

【００１１】この場合には、図８に示したように原子炉
格納容器２に接続する格納容器調気系配管および非常用
ガス処理系配管を利用して、運転員の判断と手動操作に
より原子炉格納容器２内部の雰囲気の一部を大気中へ放
出することにより原子炉格納容器２内の圧力を抑制する
ことが可能となる。

【００１２】すなわち、図８は図７に示した原子炉格納
容器２のドライウェル３の空調系配管からドライウェル
ベントライン27ａが弁を介して接続し、ドライウェルベ
ントライン27ａは弁を介して主排気筒28に接続し、ウエ
ットウェル５の非常用ガス処理系配管からウエットウェ
ルベントライン27ｂが弁を介して接続し、ウエットウェ
ルベントライン27ｂはドライウェルベントライン27ａの
出口側と合流し弁を介して主排気筒28に接続した状態を
示している。

【００１３】

【発明が解決しようとする課題】以上のような、原子炉
格納容器に関連する安全系のうち一部の設備について
は、運転員の判断と手動操作を必要とする操作が残され
た課題がある。したがって、異常状態が発生した場合運
転員が介在することなく原子炉を安全に停止することが
できるか、または、運転員の対応に十分な余裕が与えら
れるような安全装置を設けることが、次世代の原子炉プ
ラントとして望まれることである。

【００１４】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、異常状態が発生した場合にも、運転員の介在
することなく原子炉を安全に停止することができるか、
または、運転員の対応に十分な余裕が与えられるような
安全装置を備える原子炉格納容器安全系を提供すること
にある。

【００１５】

【課題を解決するための手段】第１の発明は、炉心を内
蔵する原子炉圧力容器を収納すると共に、ドライウェル
とウェットウェルの空間部および圧力抑制室を備えた原
子炉格納容器内の安全系において、前記ドライウェルに
圧力温度計測制御装置を設けると共に前記原子炉圧力容
器から導出する非常用炉心冷却系配管からの作動信号を
前記圧力温度計測制御装置に入力し、この圧力温度計測
制御装置からの出力信号をスプレイ装置に入力する信号
系を設けてなることを特徴とする。

【００１６】第２の発明は、炉心を内蔵する原子炉圧力
容器を収納すると共に、ドライウェルとウェットウェル
の空間部および圧力抑制室を備えた原子炉格納容器の安
全系において、前記ウェットウェルに圧力温度計測制御
装置を設けると共に前記原子炉圧力容器から導出する非
常用炉心冷却系配管からの作動信号を前記圧力温度計測
制御装置に入力し、この圧力温度計測制御装置からの出
力信号をスプレイ装置に入力する信号系を設けてなるこ
とを特徴とする。

【００１７】第３の発明は、炉心を内蔵する原子炉圧力
容器を収納すると共に、ドライウェルとウェットウェル
の空間部および圧力抑制室を備えた原子炉格納容器の安
全系において、前記圧力抑制室内のプール水中にプール
水温度計測制御装置と圧力抑制プール水を自動的に冷却
する装置を設けてなることを特徴とする。

【００１８】第４の発明は、炉心を内蔵する原子炉圧力
容器を収納すると共に、ドライウェルとウェットウェル
の空間部および圧力抑制室を備えた原子炉格納容器の安
全系において、前記圧力抑制室のプール水中および前記
ウェットウェルに圧力温度計測制御装置を設け、この圧
力温度計測制御装置からの信号により原子炉スクラム信
号を発生させて前記炉心の運転を停止し、蒸気発生量を
崩壊熱による蒸気のみとするように構成したことを特徴
とする。

【００１９】第５の発明は、炉心を内蔵する原子炉圧力
容器を収納すると共に、ドライウェルとウェットウエル
の空間部および圧力抑制室を備えた原子炉格納容器の安
全系において、前記ドライウェル内の雰囲気を測定する
格納容器雰囲気モニタを設けると共に別系統のブロアを
設け、このブロアと前記ウェットウェルとの間に再結合
器および冷却器を直列接続し、前記格納容器雰囲気モニ
タの出力信号を前記再結合器に入力する信号系を設けて
なることを特徴とする。

【００２０】第６の発明は、炉心を内蔵する原子炉圧力
容器を収納すると共に、ドライウェルとウェットウェル
の空間部および圧力抑制室を備えた原子炉格納容器の安
全系において、前記ドライウェルおよびウェットウェル
にそれぞれ圧力温度計測制御装置とベントラインを設
け、このベントラインを弁を介して主蒸気筒に接続し、
前記圧力温度計測制御装置の出力信号を前記ベントライ
ンに設けた弁と前記主蒸気筒の入口弁に入力する信号系
を設けてなることを特徴とする。

【００２１】

【作用】第１の発明は原子炉冷却材喪失事故時に、原子
炉格納容器内の圧力と温度上昇を抑制するためにスプレ
イ化を自動的にドライウェルに起動させると共に炉心の
冷却維持を確認する。つまり、ドライウェルスプレイを
起動する必要がある場合に、ドライウェルに設けた圧力
温度計測制御装置により、ドライウエル内部の圧力，温
度，原子炉水位，他のＥＣＣＳ系の起動状態および異常
状態の継続時間により、スプレイ起動の必要性を判断
し、必要な場合には自動的にドライウェルスプレイが起
動し原子炉格納容器内の圧力と温度を低減できる。

【００２２】第２の発明は原子炉冷却材喪失事故時に、
圧力抑制室スプレイを起動する必要がある場合に、ウェ
ットウェルに設けた圧力温度計測制御装置により、ウェ
ットウェル内部の圧力，温度および原子炉水位，他のＥ
ＣＣＳ系の起動状態および異常状態の継続時間により、
スプレイ起動の必要性を判断し、必要な場合には自動的
にウェットウェル空間部スプレイが起動し原子炉格納容
器内の圧力と温度を低減できる。

【００２３】第３の発明は異常事態発生時に、圧力抑制
室のプール水温度計測制御装置により継続的に測定され
ている圧力抑制室のプール水温度が運転上許容される温
度を上回った場合には、プラントの残留熱除去系により
自動的に圧力抑制プール水を冷却する装置を作動される
ことにより、圧力抑制室内のプール水温度を低減でき
る。

【００２４】第４の発明は原子炉格納容器の圧力抑制室
内のプール水量をあらかじめ増量すると共に、異常事態
を検知した後、原子炉スクラム信号を発生し確実に原子
炉を停止し、発生蒸気量を崩壊熱による蒸気のみとす
る。これにより、炉心から発生する熱を凝縮する復水器
が利用できないような場合（原子炉隔離時）において
も、異常事態を検知後、原子炉スクラムおよび炉心から
発生する崩壊熱を吸収できる。

【００２５】第５の発明は原子炉冷却材喪失時に、原子
炉格納容器内部の水素・酸素濃度の上昇を抑制するため
に、水素・酸素の濃度を測定する。これらの濃度の上昇
を検知した場合、水素・酸素の再結合器を自動的に起動
するための計測制御装置を有する可燃性ガス濃度制御系
を自動的に起動し、原子炉格納容器内部の水素・酸素濃
度を自動的に低減することができる。

【００２６】第６の発明は設計基準事故を超えたシビア
アクシデント発生時、原子炉格納容器内の圧力を制御す
るための圧力抑制系と、これを自動的に起動する計測制
御装置を有し、格納容器圧力高信号によりウェットウェ
ル空間部から格納容器調気系配管および非常用ガス処理
系配管を通してウェットウェル空間部雰囲気を大気中へ
放出する。これにより、格納容器破損を自動的に防止す
ることができる。

【００２７】

【実施例】図１を参照しながら本発明に係る原子炉格納
容器の安全系の第１の実施例を説明する。図１中、図７
に示した部分と同一部分には同一符号を付している。す
なわち炉心を内蔵する原子炉圧力容器１は原子炉格納容
器２内に設置される。この原子炉格納容器２は、原子炉
圧力容器１の上部にドライウェル３を形成し、下方に圧
力抑制室４を設けて圧力抑制室プールとウェットウェル
５を形成している。

【００２８】このドライウェル３には、弁17ａ，17ｂを
設置した配管７ａ，７ｂを通してドライウェルスプレイ
ヘッダ６ａ，６ｂが設置されている。ドライウェルスプ
レイヘッダ６ａ，６ｂは配管７ａ，７ｂにより原子炉残
留熱除去系（ＲＨＲ）ポンプ15ａ，15ｂに接続し、この
ポンプ15ａ，15ｂは熱交換器22ａ，22ｂに接続してい
る。

【００２９】また、ドライウェル３内部には圧力温度計
測制御装置16ａ，16ｂが設置されており、この計測装置
16ａ，16ｂでは、圧力・温度の他に異常状態継続時間を
計測する設計となっている。圧力抑制室４のプール水中
にはストレーナ11ａ，11ｂが投入し、ストレーナ11ａ，
11ｂは弁および配管12ａ，12ｂにより熱交換器22ａ，22
ｂに接続している。

【００３０】ウェットウェル５にはウェットウェルスプ
レイヘッダ８ａ，８ｂが設けられ、これらのヘッダ８
ａ、８ｂは配管９ａ，９ｂ、切換弁19ａ，19ｂを介して
熱交換器22ａ，22ｂに接続している。

【００３１】さらに、前記計測制御装置16ａ，16ｂに
は、非常用炉心冷却系配管13ａ，13ｂ，14ａ，14ｂの作
動状態を示す信号系および前記原子炉圧力容器１内部の
炉心における原子炉水位信号をも同時に入力する信号系
と接続している。なお、図中破線は信号系を示してい
る。

【００３２】ここで、原子炉冷却材喪失時のような一次
冷却材の原子炉格納容器２内部への流出時には、原子炉
格納容器２内部の圧力と温度が継続的に増加するため、
前記ドライウェルスプレイを作動する必要が生じた場
合、以下のインターロックが作動してドライウェルスプ
レイが自動的に起動する。

【００３３】すなわち、ドライウェル内圧力温度計測制
御装置16ａ，16ｂによりドライウェル３内部の圧力と温
度を計測する。最新のＡＢＷＲの格納容器スプレイ起動
条件によれば、原子炉格納容器２内の圧力2.5kg/cm² 以
上、またはドライウェル３の温度が 171℃以上となる場
合に、ドライウェルスプレイヘッダ６ａ，６ｂを起動す
ることが必要となっている。

【００３４】本実施例においては、ドライウェル内圧力
温度計測制御装置16ａ，16ｂにより異常状態の継続時間
を測定し、異常状態がスプレイを起動する必要があると
考えられる程度に継続していると判断した場合、具体的
には格納容器圧力2.5kg/cm²以上、またはドライウェル
温度 171℃のいずれか一方を超えた場合にスプレイ起動
のインターロックが働くように設計する。

【００３５】なお、原子炉格納容器内のスプレイを起動
する場合には、非常用炉心冷却系として作動している残
留熱除去系のＬＰＦＬモードを格納容器スプレイモード
に切り替える必要がある。

【００３６】そこで、本実施例によるドライウェルスプ
レイの自動化においては、原子炉水位および他の非常用
炉心冷却系の作動状態を前記計測制御装置に入力して、
原子炉格納容器スプレイを自動起動するよう残留熱除去
系を切り替えることが可能であることを自動的に確認で
きるよう構成されている。これにより事故後早期にドラ
イウェル内の圧力・温度を低減することが可能となる。

【００３７】つぎに、図２により本発明に係る原子炉格
納容器の安全系の第２の実施例を説明する。図２は、本
実施例に係る沸騰水型原子炉の原子炉格納容器の安全系
を示す概略構成図で、炉心を内蔵する原子炉圧力容器１
を収納する原子炉格納容器２は、原子炉圧力容器１の上
部にドライウェル３を形成し、下部に圧力抑制室４を設
けて圧力抑制室プールとウエットウェル５を形成してい
る。

【００３８】このウエットウェル５には、弁19ａ，19ｂ
を設置した配管９ａ，９ｂを通してウエットウェルスプ
レイヘッダ８ａ，８ｂが設置されている。また、ウエッ
トウェル５内部にはウェットウエル内圧力温度計測制御
装置18ａ，18ｂが設置されている。この計測制御装置18
ａ，18ｂでは、圧力と温度の他の異常状態継続時間を計
測する設計となっている。

【００３９】さらに、前記計測制御装置18ａ，18ｂに
は、非常用炉心冷却系13ａ，13ｂ，14ａ，14ｂの作動状
態を示す信号、および前記原子炉圧力容器１内部の炉心
における原子炉水位信号をも同時に入力する設計となっ
ている。なお、その他の部分については第１の実施例と
同様なため重複する部分の説明は省略する。

【００４０】ここで、原子炉冷却材喪失時のような一次
冷却材の原子炉格納容器内部への流出時には、原子炉格
納容器内部の圧力と温度が継続的に増加し、さらに、ウ
ェットウェル圧力・温度も上昇する可能性がある。した
がって、前記ウェットウェルスプレイを作動する必要が
生じた場合、以下のインターロックが作動してウェット
ウェルスプレイが自動的に起動する。

【００４１】すなわち、ウェットウェル内の圧力温度計
測制御装置18ａ，18ｂによりウェットウェル５内部の圧
力・温度を計測する。最新のＡＢＷＲの原子炉格納容器
スプレイ起動条件によれば、ウェットウェル圧力2.5kg/
cm² 以上または、ウェットウェル温度 171℃以上となる
場合に、ウェットウェルスプレイを起動することが必要
となっている。

【００４２】本実施例においては、ウェットウェル内圧
力温度計測制御装置18ａ，18ｂにより異常状態の継続時
間を測定し、異常状態がスプレイを起動する必要がある
と考えられる程度に継続していると判断した場合に、具
体的には格納容器圧力2.5kg/cm² 以上、またはウェット
ウェル温度 171℃のいずれか一方を超えた場合にスプレ
イ起動のインターロックが働くよう設計する。

【００４３】なお、原子炉格納容器スプレイを起動する
場合には、非常用炉心冷却系として作動している残留熱
除去系のＬＰＦＬモードを格納容器スプレイモードに切
り替える必要がある。

【００４４】そこで、本実施例によるウェットウェルス
プレイの自動化においては原子炉水位および他の非常用
炉心冷却系の作動状態をウェットウェル内計測制御装置
18ａ，18ｂに入力して、原子炉格納容器スプレイを自動
起動するよう残留熱除去系を切り替えることが可能であ
ることを自動的に確認できるように構成されている。こ
れにより、事故後早期にウェットウェル内の圧力と温度
を低減することができる。

【００４５】つぎに図３により本発明に係る原子炉格納
容器の安全系の第３の実施例を説明する。図３は本実施
例に係る沸騰水型原子炉格納容器の安全性を示す概略構
成図で、炉心を内蔵する原子炉圧力容器１を収納する原
子炉格納容器２は、原子炉圧力容器１の上部にドライウ
ェル３を形成し、下部に圧力抑制室４を設けて圧力抑制
室プールとウェットウェル５を形成している。

【００４６】このウェットウェル５には、圧力抑制室４
内のプール水を循環させる配管10ａ，10ｂが設置されて
おり、この配管10ａ，10ｂは弁21ａ，21ｂを介して熱交
換器22ａ，22ｂに接続している。また、圧力抑制室４の
プール水中には、プール水温度計測制御装置20ａ，20ｂ
が設置されている。

【００４７】このプール水温度計測制御装置20ａ，20ｂ
は、温度の他に異常状態継続時間を計測する構成となっ
ている。また、プール水温度計測制御装置20ａ，20ｂに
は、ＥＣＣＳ系配管13ａ，13ｂ，14ａ，14ｂの作動状態
を示す信号系、および前記原子炉圧力容器１内部の炉心
における原子炉水位信号をも同時に入力する信号系と接
続している。なお、図中の破線は信号系を示している。

【００４８】ここで、原子炉冷却材喪失時および原子炉
隔離時のような一次冷却材の流出および原子炉圧力容器
１内蒸気の圧力抑制室４のプール水への移行によりプー
ル水温度が継続的に増加するため、圧力抑制室４のプー
ル水冷却モードを作動する必要が生じた場合、以下のイ
ンターロックが作動して圧力抑制室４のプール水冷却モ
ードが自動的に起動する。

【００４９】すなわち、前記プール水温度計測制御装置
20ａ，20ｂにより、圧力抑制室４のプール水温度を計測
する。改良型ＡＢＷＲの圧力抑制室プール水冷却モード
の起動条件によれば、プール水の温度が49℃以上となる
可能性がある場合には必要に応じて起動する必要があ
る。

【００５０】そこで、本実施例では前記プール水温度計
測制御装置20ａ，20ｂにより異常状態の継続時間を測定
し、異常状態が起動する必要があると考えられる程度に
継続していると判断した場合に圧力抑制室４のプール水
冷却モードの起動インターロックが働くことになる。

【００５１】なお、圧力抑制室４のプール水冷却モード
を起動する場合には、ＥＣＣＳ（非常用炉心冷却）系と
して作動している残留熱除去系のＬＰＣＦモードを圧力
抑制室プール水冷却モードに切り替える必要がある。

【００５２】そのため、原子炉水位および他の非常用炉
心冷却系の作動状態を前記プール水温度計測装置20ａ，
20ｂに入力して、ウェットウェルプール水冷却モードを
自動起動するよう残留熱除去系を切り替えることが可能
であることを確認する。これにより、事故後早期に圧力
抑制室プール水温度を低減することが可能となる。

【００５３】つぎに図４により本発明に係る原子炉格納
容器の安全系の第４の実施例を説明する。図４は、本実
施例に係る沸騰水型原子炉格納容器の安全系を示す概略
構成図で、炉心を内蔵する原子炉圧力容器１を収納する
原子炉格納容器２は、原子炉圧力容器１の上部にドライ
ウェル３を形成し、下部に圧力抑制室４を設けて圧力抑
制室プールとウェットウェル５を形成している。また、
圧力抑制室４のプール水中およびウェットウェル５にウ
ェットウェル内圧力温度計測制御装置18ａ，18ｂが設置
されている。

【００５４】改良型ＡＢＷＲの圧力抑制室４のプール水
は、原子炉隔離時に運転員が全く操作しないとしても、
約30分間は、運転制限値である49℃を上回らない。しか
しながら、現在の圧力抑制室４のプール水体積において
も十分安全性を確保できるものである。

【００５５】本実施例ではさらに安全性を高めるため
に、圧力抑制室４のプール水体積を増加することにより
ヒートシンク効果を高める（熱吸収量増加）と共に、前
記圧力温度計測制御装置18ａ，18ｂにより圧力抑制室４
のプール水温（プール水温度上昇率）およびウェットウ
ェル５の空間部温度と圧力を計測し、原子炉が異常状態
であると判断された場合、原子炉スクラム信号を発生さ
せ原子炉を確実に停止し発生蒸気量を崩壊熱による蒸気
のみとする。

【００５６】これにより、通常運転時に炉心から発生す
る熱を凝縮する復水器が利用できないような場合におい
ても、原子炉スクラムを確実に発生させ、炉心からの発
生熱を崩壊熱のみとし、炉心の熱除去を確実に行うこと
が可能とさせる。なお、その他の部分については図１に
示した第１の実施例と同様なため、重複する部分の説明
は省略する。

【００５７】つぎに図５により本発明に係る原子炉格納
容器の安全系の第５の実施例を説明する。図５は、本実
施例に係る沸騰水型原子炉格納容器の安全系を示す概略
構成図で、炉心を内蔵する原子炉圧力容器１を収納する
原子炉格納容器２は、原子炉圧力容器１上部にドライウ
ェル３を形成し、下部に圧力抑制室４を設けて圧力抑制
室プールとウェットウェル５を形成している。

【００５８】ドライウェル３内の雰囲気を測定するため
に格納容器内雰囲気モニタ23を接続する一方、ブロア24
を別系統に設け、このブロア24を再結合器25に接続す
る。再結合器25は冷却器26を介してウェットウェル５に
接続している。

【００５９】再結合器25には格納容器内雰囲気モニタ23
からの水素酸素濃度信号31と、ドライウェル圧力高と原
子炉圧力容器１内の水位Ｌ−３信号32が入力するように
なっている。再結合器25は原子炉格納容器２内の水素と
酸素濃度の上昇を抑制するための水素と酸素を結合させ
るものである。

【００６０】ここで、原子炉が隔離された場合、前記ド
ライウェル３空間部に蓄積される水素と酸素濃度が可燃
限界濃度（酸素濃度：５ｖｏｌ％，水素濃度：４ｖｏｌ
％）越えた場合、酸素および水素との爆発反応により原
子炉格納容器２を破損させる可能性がある。

【００６１】そのため、従来のＢＷＲプラントにおいて
は、可燃性ガス濃度制御系を設け、原子炉格納容器内の
酸素および水素のモニタリングを行い、必要に応じて可
燃性ガス濃度制御系（ドライウェルのガスをブロウによ
って吸気し、再結合器でガス中の水素と酸素を再結合さ
せた後、圧力抑制室に戻す）を作動させることによっ
て、原子炉格納容器内の酸素濃度を５％未満および水素
濃度を４％未満に維持することを可能としている。

【００６２】改良型ＡＢＷＲの可燃性ガス濃度制御系
は、再結合器が可搬式であるため所定の位置に搬入・据
付を行い再結合器の暖気運転を行った後必要に応じて作
動させる。

【００６３】従来例の状態でも、十分安全性を確保した
設計となっており、可燃性ガス限界の濃度に達すること
はないと考えられるが、さらに運転員に操作上において
余裕を持たせる必要がある。

【００６４】そこで、本実施例では原子炉格納容器２内
の水素と酸素濃度の上昇を抑制するために再結合器25を
自動的に起動するための計測制御装置を有する可燃性ガ
ス濃度制御装置を設けている。つまり、以下の設備およ
びインターロックが作動して可燃性ガス濃度制御系が自
動起動するものとする。

【００６５】再結合器25を可搬式から常設式に変更し、
冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）と判断された場合、すなわ
ち、ドライウェル圧力高または原子炉水位低（Ｌ−３）
信号が出た場合、または、原子炉格納容器２内水素およ
び酸素濃度をモニタリングしている格納容器内雰囲気モ
ニタ（ＣＡＭＳ）から可燃性ガス濃度制御装置を作動さ
せる必要があると考えられる濃度に達した場合に、可燃
性ガス濃度制御装置を自動的に起動させる。これによ
り、原子炉格納容器内の水素酸素濃度を自動的に低減す
ることができる。

【００６６】つぎに図６により本発明に係る原子炉格納
容器の安全系の第６の実施例を説明する。図６は、本実
施例に係る沸騰水型原子炉格納容器の安全系を示す概略
構成図で、炉心を内蔵する原子炉圧力容器１を収納する
原子炉格納容器２は、原子炉圧力容器１を内包するドラ
イウェル３を形成し、下部に圧力抑制室４を設けて圧力
抑制室プールとウェットウェル５を形成している。

【００６７】また、ドライウェル３およびウェットウェ
ル５内部にはそれぞれ圧力温度計測制御装置16，18が設
置されている。ドライウェル３には弁33ａを介してドラ
イウェルベントライン27ａが接続し、ウェットウェル５
には弁33ｂを介してウェットウェルベントライン27ｂが
接続し、これらのベントライン27ａ，27ｂは合流して弁
34を介して主排気筒28に接続している。

【００６８】ここで、極めて発生確率は小さいが、設計
上想定される事象を越えて、何等かの原因が重なり原子
炉格納容器内圧力が異常に上昇し、設計圧力を越えた場
合、原子炉格納容器破損を防ぐため、以下のインターロ
ックおよび系統によって原子炉格納容器２内の蒸気を自
動的に原子炉格納容器２外に移行させ、原子炉格納容器
２内圧力を低下させるＰＣＶベントを具備する。

【００６９】すなわち、前記圧力計測装置によりドライ
ウェル３内部の圧力を計測し、原子炉格納容器２内圧力
が上昇し、ＰＣＶベントを起動する必要があると判断し
た場合にＰＣＶベント起動のインターロックが働くこと
になる。また、原子炉格納容器内蒸気を、格納容器外へ
移行させる手順としては、ドライウェル３，ウェットウ
ェル５の空間部から格納容器調気系配管および非常用ガ
ス処理系配管を通して原子炉格納容器内雰囲気を大気中
へ移行させる。

【００７０】これにより、原子炉格納容器破損を自動的
に防止し、原子炉格納容器内から格納容器外に移行させ
た蒸気による周辺の公衆に与える放射線被曝のリスクを
十分小さいものとすることができる。

【００７１】

【発明の効果】第１の発明によれば、原子炉冷却材喪失
等により原子炉格納容器内の圧力と温度の異常な上昇に
際し、この圧力の上昇傾向を十分に把握した上で、炉心
に注水する非常用炉心冷却系が他に存在し、ドライウェ
ルスプレイを自動的に起動する。これにより、早期にド
ライウェル内部の圧力と温度を低減することが可能とな
り、ひいては事故に際し運転員の負担を軽減する沸騰水
型原子力発電施設を提供することができる。

【００７２】第２の発明によれば、原子炉冷却材喪失等
により原子炉格納容器内の圧力・温度の異常な上昇に際
し、この圧力・温度の上昇傾向を十分に把握した上で、
炉心に注水する非常用炉心冷却系が存在し、ウェットウ
ェルスプレイを自動的に起動する。これにより、早期に
ウェットウエル内部の圧力・温度を低減することが可能
となり、ひいては事故に際し運転員の負担を軽減する沸
騰水型原子力発電施設を提供することができる。

【００７３】第３の発明によれば、原子炉冷却材喪失時
および原子炉隔離時等により圧力抑制室プール水の温度
の異常な上昇に際し、この温度の上昇傾向を十分に把握
した上で、炉心に注水する非常用炉心冷却系が他に存在
し、圧力抑制室プール水冷却モードを自動的に起動す
る。これにより、早期に圧力抑制室プール水の温度を低
減することが可能となり、ひいては事故に際し運転員の
負担を軽減する沸騰水型原子力発電施設を提供すること
ができる。

【００７４】第４の発明によれば、原子炉冷却材喪失時
および原子炉隔離時等に復水器が利用できないような場
合に際し、現在の圧力抑制室プール水体積より増加させ
たプール水体積を持たせると共に、圧力抑制室プール水
およびウェットウェル空間部温度・圧力の上昇傾向を十
分に把握した上で、原子炉スクラム信号を自動的に発生
させる。これにより、炉心からの発熱を崩壊熱のみと
し、炉心の熱除去を確実に行うことが可能となり、ひい
ては事故に際し運転員の負担を軽減する沸騰水型原子力
発電施設を提供することができる。

【００７５】第５の発明によれば、原子炉冷却材喪失時
および原子炉格納容器内の可燃性ガスである水素および
酸素濃度の異常な上昇に際し、可燃性ガス濃度制御系を
自動的に起動する。これにより、早期の原子炉格納容器
内の水素および酸素濃度を低減することが可能となり、
ひいては事故に際し運転員の負担を軽減する沸騰水型原
子力発電施設を提供することができる。

【００７６】第６の発明によれば、設計上想定される事
象を越えて、何等かの原因が重なり原子炉格納容器内圧
力の異常な上昇に際し、この圧力上昇傾向を十分に把握
した上で、原子炉格納容器内圧力の異常な上昇に際し、
この圧力上昇傾向を十分に把握した上で、原子炉格納容
器内の蒸気を原子炉建屋内において核分裂生成物を可能
な限り除去した後に格納容器外に移行させるＰＣＶベン
トを自動的に起動する。これにより、原子炉格納容器破
損を自動的に防止すると共に周辺公衆に与える放射線リ
スクを十分小さいものとすることができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る原子炉格納容器の安全系の第１の
実施例を示す系統図。

【図２】本発明に係る原子炉格納容器の安全系の第２の
実施例を示す系統図。

【図３】本発明に係る原子炉格納容器の安全系の第３の
実施例を示す系統図。

【図４】本発明に係る原子炉格納容器の安全系の第４の
実施例を示す系統図。

【図５】本発明に係る原子炉格納容器の安全系の第５の
実施例を示す系統図。

【図６】本発明に係る原子炉格納容器の安全系の第６の
実施例を示す系統図。

【図７】従来の原子炉格納容器の安全系の第１の例を示
す系統図。

【図８】従来の原子炉格納容器の安全系の第２の例を示
す系統図。

【符号の説明】

１…原子炉圧力容器、２…原子炉格納容器、３…ドライ
ウェル、４…圧力抑制室、５…ウェットウェル、６…ド
ライウェルスプレイヘッダ、７…配管、８…ウェットウ
ェルスプレイヘッダ、９…配管、10…配管、11…ストレ
ーナ、12…配管、13，14…非常用炉心冷却（ＥＣＣＳ）
系配管、15…原子炉残留熱除去系（ＲＨＲ）ポンプ、16
…ドライウェル内圧力温度計測制御装置、17…弁、18…
ウェットウェル内圧力温度計測制御装置、19…切換弁、
20…プール水温度計測制御装置、21…弁、22…熱交換
器、23…格納容器内雰囲気モニタ、24…ブロア、25…再
結合器、26…冷却器、27ａ…ドライウェルヘッドライ
ン、27ｂ…ウェットウェルベントライン、28…主排気
筒、29…ＥＣＣＳ作動信号、30…原子炉水位低信号、31
…水素・酸素濃度信号、32…ドライウェル圧力高・Ｌ−
３信号、33，34…弁。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 戸崎 由佳 神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地 株 式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者 小島 良洋 神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地 株 式会社東芝横浜事業所内

Claims (6)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 炉心を内蔵する原子炉圧力容器を収納す
   ると共に、ドライウェルとウェットウェルの空間部およ
   び圧力抑制室を備えた原子炉格納容器内の安全系におい
   て、前記ドライウェルに圧力温度計測制御装置を設ける
   と共に前記原子炉圧力容器から導出する非常用炉心冷却
   系配管からの作動信号を前記圧力温度計測制御装置に入
   力し、この圧力温度計測制御装置からの出力信号をスプ
   レイ装置に入力する信号系を設けてなることを特徴とす
   る原子炉格納容器の安全系。
2. 【請求項２】 炉心を内蔵する原子炉圧力容器を収納す
   ると共に、ドライウェルとウェットウェルの空間部およ
   び圧力抑制室を備えた原子炉格納容器の安全系におい
   て、前記ウェットウェルに圧力温度計測制御装置を設け
   ると共に前記原子炉圧力容器から導出する非常用炉心冷
   却系配管からの作動信号を前記圧力温度計測制御装置に
   入力し、この圧力温度計測制御装置からの出力信号をス
   プレイ装置に入力する信号系を設けてなることを特徴と
   する原子炉格納容器の安全系。
3. 【請求項３】 炉心を内蔵する原子炉圧力容器を収納す
   ると共に、ドライウェルとウェットウェルの空間部およ
   び圧力抑制室を備えた原子炉格納容器の安全系におい
   て、前記圧力抑制室内のプール水中にプール水温度計測
   制御装置と圧力抑制プール水を自動的に冷却する装置を
   設けてなることを特徴とする原子炉格納容器の安全系。
4. 【請求項４】 炉心を内蔵する原子炉圧力容器を収納す
   ると共に、ドライウェルとウェットウェルの空間部およ
   び圧力抑制室を備えた原子炉格納容器の安全系におい
   て、前記圧力抑制室のプール水中および前記ウェットウ
   ェルに圧力温度計測制御装置を設け、この圧力温度計測
   制御装置からの信号により原子炉スクラム信号を発生さ
   せて前記炉心の運転を停止し、蒸気発生量を崩壊熱によ
   る蒸気のみとするように構成したことを特徴とする原子
   炉格納容器の安全系。
5. 【請求項５】 炉心を内蔵する原子炉圧力容器を収納す
   ると共に、ドライウェルとウェットウェルの空間部およ
   び圧力抑制室を備えた原子炉格納容器の安全系におい
   て、前記ドライウェル内の雰囲気を測定する格納容器雰
   囲気モニタを設けると共に別系統のブロアを設け、この
   ブロアと前記ウェットウェルとの間に再結合器および冷
   却器を直列接続し、前記格納容器雰囲気モニタの出力信
   号を前記再結合器に入力する信号系を設けてなることを
   特徴とする原子炉格納容器の安全系。
6. 【請求項６】 炉心を内蔵する原子炉圧力容器を収納す
   ると共に、ドライウェルとウェットウェルの空間部およ
   び圧力抑制室を備えた原子炉格納容器の安全系におい
   て、前記ドライウェルおよびウェットウェルにそれぞれ
   圧力温度計測制御装置とベントラインを設け、このベン
   トラインを弁を介して主蒸気筒に接続し、前記圧力温度
   計測制御装置の出力信号を前記ベントラインに設けた弁
   と前記主蒸気筒の入口弁に入力する信号系を設けてなる
   ことを特徴とする原子炉格納容器の安全系。