JPH0990092A

JPH0990092A - 原子炉格納容器

Info

Publication number: JPH0990092A
Application number: JP7241236A
Authority: JP
Inventors: Shingo Oda; 伸吾織田; Hiroshi Suzuki; 博志鈴木; Satoshi Miura; 聡志三浦; Koji Hashimoto; 光司橋本; Minoru Saito; 実斎藤; Nobuaki Kamitsuma; 宣昭上妻
Original assignee: Hitachi Engineering Co Ltd; Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Engineering Co Ltd; Hitachi Ltd
Priority date: 1995-09-20
Filing date: 1995-09-20
Publication date: 1997-04-04

Abstract

(57)【要約】【構成】原子炉格納容器内にファン，ダンパ，ダクト，
冷却器，触媒を設計，事故時に発生する水素を、前記ダ
クトを介して前記ファンの駆動力により、前記冷却器へ
導き前記冷却器内の前記触媒により水素を効率的に除去
する水素除去システムを設置した。【効果】事故時に発生した水素を原子炉格納容器で滞留
なく効率的に除去できる。また、触媒反応熱について
は、ドライウェル冷却系の冷却器により冷却でき、原子
炉格納容器内の温度上昇による影響緩和が可能である。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は原子炉の原子炉格納容器
に関する。

【０００２】

【従来の技術】従来の原子炉格納容器の付帯設備は、図
６に示すように常用設備であるドライウェル冷却系，非
常用設備である可燃性ガス濃度制御系（以下ＦＣＳ），
格納容器雰囲気モニタ系（以下ＣＡＭＳ）、及び残留熱
除去系から構成されている。

【０００３】通常時には、原子炉格納容器内は事故時の
可燃性ガスの反応を防止するために、窒素ガスを注入し
窒素置換を実施している。また、通常運転時には、原子
炉格納容器内のドライウェルで発生する熱を除去するド
ライウェル冷却系が設置されている。

【０００４】事故時には、ＦＣＳが、事故時に水の放射
性分解等により発生する酸素及び燃料被覆管の金属−水
反応により発生する水素を、可燃性限界以下に保つ機能
を有している。ＦＣＳでは、図６に示す原子炉格納容器
１内で発生した可燃性ガスを再結合装置２に導き水素及
び酸素を再結合することにより水とし、原子炉格納容器
１の圧力抑制室３に戻す。

【０００５】また、ＣＡＭＳは、原子炉格納容器１内に
水素及び酸素等の可燃性ガスが発生した場合に、格納容
器雰囲気モニタ４により可燃性ガス濃度及び格納容器放
射線量率を測定することができる。

【０００６】事故時において、原子炉が隔離され逃がし
安全弁５が作動し原子炉圧力容器の蒸気は、原子炉格納
容器１の圧力抑制室３へ導かれる。圧力抑制室３内の熱
は、残留熱除去系の圧力抑制室冷却モードにより冷却さ
れる。圧力抑制室３の水は、残留熱除去ポンプ６により
残留熱除去熱交換器７へ導かれ、残留熱除去熱交換器７
で除熱後、圧力抑制室３へ戻される。また、残留熱除去
系は原子炉格納容器１の圧力上昇を抑制するため、原子
炉格納容器ドライウェル１０と圧力抑制室３にスプレイ
冷却することも可能である。この場合、原子炉格納容器
ドライウェルスプレイ冷却は、圧力抑制室３の水を残留
熱除去ポンプ６により導き、残留熱除去熱交換器７で除
熱後、ドライウェルスプレイヘッダ８によりスプレイ冷
却される。一方、圧力抑制室スプレイ冷却も前述と同様
のラインにより、圧力抑制室スプレイヘッダ９によりス
プレイ冷却される。

【０００７】さらに、近年では前述のＦＣＳに対して公
知例に示すように、再結合装置を用いたシステムを用い
ず、触媒により原子炉格納容器内の水素を除去する技術
が開発されている。

【０００８】

【発明が解決しようとする課題】従来技術は、事故時の
可燃性ガス対策としてＦＣＳを設置している。

【０００９】再結合装置を用いたＦＣＳのシステムで
は、加熱器，再結合器，ブロア，冷却器で構成され、冗
長性を考慮し２系統が設置されている。この再結合装置
を用いたシステムでは、事故時に運転員が手動で起動し
暖機運転を実施後に作動が開始される。ＦＣＳ作動時に
は、原子炉格納容器は隔離されており、原子炉格納容器
とＦＣＳ設備は閉回路で水素及び酸素濃度を制御する。

【００１０】これに対し、近年可燃性ガスの処理方法と
して触媒を用いたＦＣＳのシステムが開発されている。
この触媒式ＦＣＳでは、パナジウム合金の触媒により、
水素を水に転換し原子炉格納容器内の水素を除去するこ
とが可能であり、再結合装置を用いたＦＣＳより設備が
簡素化されているため、設備の信頼性及び経済性の向上
に大きな効果がある。

【００１１】しかし、触媒式ＦＣＳでは事故時に発生し
た水素を原子炉格納容器で滞留なく効率的に除去するこ
と、及び事故時に発生した水素と触媒の反応熱を除去で
きることが重要となる。

【００１２】これに対し従来技術では、事故時に発生し
た水素を原子炉格納容器で滞留なく効率的に除去手段と
して、残留熱除去系のドライウェルスプレイ冷却で、原
子炉格納容器のドライウェル内のガスを循環させること
を提示している。だが、残留熱除去系のドライウェルス
プレイ冷却は、原子炉格納容器内で冷却材の流出が発生
し、原子炉格納容器の温度が上昇した場合には作動させ
るが、まだプラントの過渡的な挙動から安全系の冷却シ
ステムが多重故障により事故が進展した条件で、原子炉
格納容器のドライウェル内の機器が健全である場合に
は、ドライウェルスプレイ冷却の作動を期待するべきで
ない。さらに、残留熱除去系のドライウェルスプレイ冷
却による、原子炉格納容器のドライウェル内のガス循環
では、局所的な水素の滞留に対してさらに検討を必要と
している。また、従来技術では事故時に発生した水素と
触媒の反応熱についても、さらに検討を必要としてい
る。

【００１３】本発明の目的は、触媒式ＦＣＳに対し事故
時に発生した水素を原子炉格納容器で滞留なく効率的に
除去し、触媒反応熱を除去できるシステムを提供するこ
とを目的とする。

【００１４】

【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、図６に示す原子炉格納容器１内のドライウェル冷却
系のドライウェル冷却器１５内に、触媒式ＦＣＳの触媒
を設置する。

【００１５】ドライウェル冷却系は、通常運転中の原子
炉格納容器のドライウェル内で発生する熱を除去するシ
ステムであるため、ドライウェル内の雰囲気を循環させ
るファン１４，ダクト１７，ダンパ１６及び冷却器１５
を有している。この、ドライウェル冷却系のファン駆動
力とドライウェルのダクト構成により、事故時に発生し
た水素を原子炉格納容器で滞留なく効率的に除去でき
る。また、触媒反応熱については、ドライウェル冷却系
の冷却器１５により冷却できる。これは、通常運転中に
発生する常用系機器の熱負荷が事故時には発生しないた
め、可能となる。ドライウェル冷却系の冷却器の冷却水
は非常用系の補機冷却系から供給される。

【００１６】

【作用】事故時に、プラントの過渡的な挙動から安全系
の冷却システムの多重故障により事故が進展した場合に
は、図６に示す原子炉は隔離され、逃がし安全弁５が作
動し、原子炉の熱が圧力抑制室３に導かれる。この原子
炉格納容器１の圧力抑制室３の熱は、事故後に復旧した
残留熱除去系の圧力抑制室冷却モードにより冷却され
る。しかし、事故時の燃料被覆管の金属−水反応により
発生する水素は、原子炉から逃がし安全弁５の作動によ
り、圧力抑制室３に導かれる。さらに、圧力抑制室３の
真空破壊弁１２が作動し原子炉格納容器のドライウェル
１０に達する。これ対しＣＡＭＳより原子炉格納容器内
の酸素，水素及び放射能量が計測できる。そこで、原子
炉格納容器内で水素を検知した場合には、ドライウェル
冷却系を起動させる。原子炉格納容器内で水素は、圧力
抑制室３から真空破壊弁１２を介してドライウェル内１
０に流入し、ドライウェル冷却系によりドライウェル冷
却器１５内の触媒と反応する。触媒反応熱はドライウェ
ル冷却器１５により冷却され、冷却源は非常用の補機冷
却水が供給される。また、ドライウェル内の局所的な水
素の滞留は、ドライウェル冷却系のダクト構成によりド
ライウェル１０内のガスが円滑に循環されるため防止で
きる。

【００１７】

【実施例】以下、本発明の実施例１を図１に示す。図１
に示すように、ドライウェル冷却系のドライウェル冷却
器１５内に、触媒式ＦＣＳの触媒１８を設置する。

【００１８】原子炉格納容器内は、事故時の可燃性ガス
の反応を防止するために、窒素ガスを注入し窒素置換を
実施している。また、通常運転時には、原子炉格納容器
内のドライウェルで発生する熱を除去するドライウェル
冷却系が設置されている。ドライウェル冷却系は、ドラ
イウェル冷却ファン１４，ドライウェル冷却器１５，ダ
クト１７，ダンパ１６で構成されている。ドライウェル
冷却器１５に対する冷却水は、非常用の補機冷却水系か
ら供給されている。冷却水配管は、原子炉格納容器の貫
通部に隔離弁２０を設置している。

【００１９】事故時の原子炉格納容器の設備として、原
子炉格納容器内のベント管２１に真空破壊弁１２が設置
されている。これは、原子炉格納容器１の圧力抑制室３
のウエットウエル１１に対し、原子炉格納容器のドライ
ウェル１０が負圧になった場合に作動する。また、事故
時の原子炉格納容器内を監視する目的で、ＣＡＭＳが設
置され、原子炉格納容器内に水素及び酸素等の可燃性ガ
スが発生した場合に、格納容器雰囲気モニタ４により可
燃性ガス濃度及び格納容器内の放射能量を測定すること
ができる。

【００２０】さらに、事故時には、原子炉は隔離され逃
がし安全弁５が作動し、原子炉圧力容器の蒸気は原子炉
格納容器１の圧力抑制室３へ導かれる。この圧力抑制室
３内の熱は、残留熱除去系の圧力抑制室冷却モードによ
り冷却される。圧力抑制室３の水を残留熱除去ポンプ６
により残留熱除去熱交換器７へ導き、残留熱除去熱交換
器７で除熱後、圧力抑制室３へ戻される。また、残留熱
除去系は原子炉格納容器１の圧力上昇を抑制するため、
原子炉格納容器ドライウェル１０と圧力抑制室３にスプ
レイ冷却することも可能である。この場合、原子炉格納
容器ドライウェルスプレイ冷却は、圧力抑制室３の水を
残留熱除去ポンプ６により導き、残留熱除去熱交換器７
で除熱後、ドライウェルスプレイヘッダ８によりスプレ
イ冷却される。一方、圧力抑制室スプレイ冷却も前述と
同様のラインにより、圧力抑制室スプレイヘッダ９によ
り冷却される。

【００２１】以上の設備が作動する事故条件を想定すれ
ば、プラントの過渡的な挙動から安全系の冷却システム
の多重故障により事故が進展し、原子炉は隔離されてい
るため、逃がし安全弁５が作動し、原子炉の熱が圧力抑
制室３に導かれている。この原子炉格納容器１の圧力抑
制室３の熱は、事故後に復旧した残留熱除去系の圧力抑
制室冷却モードにより冷却される。つまり、圧力抑制室
３の水を残留熱除去ポンプ６により残留熱除去熱交換器
７へ導き、残留熱除去熱交換器７で除熱後、圧力抑制室
３へ戻す圧力抑制室冷却モードが作動する。しかし、事
故時の燃料被覆管の金属−水反応により発生する水素
は、原子炉から逃がし安全弁５の作動により、圧力抑制
室３に導かれる。さらに、圧力抑制室３の圧力上昇にと
もない真空破壊弁１２が作動し、水素が原子炉格納容器
１のドライウェル１０に達する。これ対しＣＡＭＳより
原子炉格納容器１内の酸素，水素及び放射能量が計測で
きるため、原子炉格納容器１内の水素を検知した場合に
は、ドライウェル冷却系を起動させる。原子炉格納容器
１内で水素は、圧力抑制室３から真空破壊弁１２を介し
てドライウェル１０内に流入し、ドライウェル冷却系に
よりドライウェル冷却器１５内の触媒１８と反応する。
触媒反応熱はドライウェル冷却器１５により冷却され、
冷却源は非常用の補機冷却水が供給される。また、ドラ
イウェル内の局所的な水素の滞留は、ドライウェル冷却
系のダクト構成によりドライウェル内のガスが円滑に循
環されるため防止できる。図２に示すように、原子炉格
納容器上部のバルクヘッド２２内及びＳＲＶ据付レベル
から給気してガンマ線しゃへい壁２３内及びＣＲＤエリ
ア２４への排気を考慮している。

【００２２】また、前述の事故条件の想定をさらに厳し
い条件として、原子炉格納容器１を除熱する残留熱除去
系が復旧に失敗して原子炉格納容器１のドライウェル１
０内の温度が上昇する場合を予想する。この場合、ドラ
イウェル冷却ファン１４の設計温度をドライウェル１０
内の温度が超える場合は、ドライウェル冷却ファン１４
は機能喪失を想定する。このドライウェル冷却ファン１
４停止条件時には、ドライウェル冷却ファン１４の上流
のダンパ１６が閉止し、非常用のダンパ１９が開作動す
る。ドライウェル冷却ファン停止条件時には、ドライウ
ェル冷却器内の触媒は、非常用のダンパを介して自然循
環し、触媒反応を継続する。触媒反応熱は、前述と同様
にドライウェル冷却器１５により冷却される。ただし、
ドライウェル冷却器除熱容量をドライウェル１０内の雰
囲気が超えない範囲内で触媒反応熱を冷却できる。

【００２３】以上の、本実施例のシステムについて起動
及び停止の制御ロジックを図３に示す。ドライウェル冷
却ファンは手動スイッチにより起動し、プラント通常運
転中には起動状態にある。事故時で、原子炉水位低又
は、ドライウェル圧力号高信号が発生した場合には停止
する。その後、事故が進展して格納容器雰囲気モニタ４
から放射線量率異常高とドライウェル水素濃度高が同時
に発生した場合にはドライウェル冷却ファン１４が起動
する。ドライウェル冷却系の起動により原子炉格納容器
内の水素は除去される。ただし、温度計１３で監視して
いる原子炉格納容器の温度条件により、ドライウェル冷
却ファンを停止しなければならない条件の場合は、ドラ
イウェル冷却ファンの手動ＳＷにより停止する。この手
動停止信号は他の信号より優先する。また、このドライ
ウェル冷却ファン停止信号と、ドライウェル冷却ファン
出口非常用ダンパの手動開信号により、ドライウェル冷
却ファン出口非常用ダンパは開作動し、ドライウェル冷
却器内のＦＣＳ触媒は自然循環モードとなる。

【００２４】本発明の実施例２を図４に示す。図４に示
すように、ドライウェル冷却系のドライウェル冷却器１
５内に、触媒式ＦＣＳの触媒冷却器１８を設置する。ド
ライウェル冷却器１５内の触媒を除き、実施例１と同様
のシステムである。実施例１では、ドライウェル冷却器
１５内に触媒１８を設置し、触媒１８の下流に冷却器１
５を設置している。これに対し、実施例２では触媒と冷
却器を一体としている。ドライウェル冷却器１５内の触
媒を図５に示す。つまり、冷却器の冷却フィン２５に触
媒材２６をコーテイングし、通常運転時には冷却器とし
て機能し、事故時の水素発生状態では触媒反応しＦＣＳ
として機能する。触媒反応熱は冷却フィン２５を介し冷
却される。

【００２５】

【発明の効果】本発明によれば、原子炉格納容器内のド
ライウェル冷却系のドライウェル冷却器内に、触媒式Ｆ
ＣＳの触媒を設置するため、事故時に発生した水素を原
子炉格納容器で滞留なく効率的に除去できる。

【００２６】また、触媒反応熱については、ドライウェ
ル冷却系の冷却器により冷却でき、原子炉格納容器内の
温度上昇による影響緩和が可能である。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の実施例１の原子炉格納容器の系統図。

【図２】本発明の実施例１の原子炉格納容器内ダクトの
系統図。

【図３】本発明の実施例１の起動停止ロジックのブロッ
ク図。

【図４】本発明の実施例２の原子炉格納容器の系統図。

【図５】本発明の実施例２のドライウェル冷却器フィン
の説明図。

【図６】従来事例の原子炉格納容器の系統図。

【符号の説明】

１…原子炉格納容器、２…再結合装置、３…圧力抑制
室、４…格納容器雰囲気モニタ、５…安全弁、６…残留
熱除去ポンプ、７…残留熱除去熱交換器、８…ドライウ
ェルスプレイヘッダ、９…圧力抑制室スプレイヘッダ、
１０…原子炉格納容器ドライウェル、１１…ウェットウ
ェル、１２…真空破壊弁、１３…温度計、１４…ファ
ン、１５…ドライウェル冷却器、１６…ダンパ、１７…
ダクト、１８…触媒、１９…非常用ダンパ、２０…隔離
弁。

───────────────────────────────────────────────────── 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)発明者橋本光司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)発明者斎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 (72)発明者上妻宣昭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】原子炉格納容器内にファン，ダンパ，ダク
ト，冷却器，触媒を設計，事故時に発生する水素を、前
記ダクトを介して前記ファンの駆動力により、前記冷却
器へ導き前記冷却器内の前記触媒により水素を効率的に
除去する水素除去システムを設置したことを特徴とする
原子炉格納容器。
【請求項２】請求項１において、前記触媒が水素と反応
時に発生する熱を除去する冷却器を設置した原子炉格納
容器。
【請求項３】請求項１において、前記冷却器の冷却ファ
ンに触媒材を直接塗布した原子炉格納容器。