JPH10148700A - 原子炉格納容器 - Google Patents
原子炉格納容器Info
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- JPH10148700A JPH10148700A JP8306140A JP30614096A JPH10148700A JP H10148700 A JPH10148700 A JP H10148700A JP 8306140 A JP8306140 A JP 8306140A JP 30614096 A JP30614096 A JP 30614096A JP H10148700 A JPH10148700 A JP H10148700A
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- 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
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】 残存する水素ガスを反応させて水に変えるた
めに必要な酸素を供給可能な原子炉格納容器を提供す
る。 【解決手段】 本発明に係る原子炉格納容器は、沸騰水
型原子力発電所において原子炉圧力容器２を内包し、サ
プレッションプール６とその上部に形成されたドライウ
ェル５とを有する原子炉格納容器３において、前記サプ
レッションプール６内に形成された気相部と前記ドライ
ウェル５内に設置され水素と酸素を再結合させる再結合
器４と、原子炉格納容器３外部に設置された酸素供給手
段１１と、この酸素供給手段１１から延設され前記サプ
レッションプール６内に形成された気相部と前記ドライ
ウェル５に接続される配管１２と、この配管上に設けら
れる止め弁１３と、前記ドライウェル５内の水素濃度を
検出する水素検出器９と、前記ドライウェル内の酸素濃
度を検出する酸素検出器１０とを有することを特徴とす
る。
めに必要な酸素を供給可能な原子炉格納容器を提供す
る。 【解決手段】 本発明に係る原子炉格納容器は、沸騰水
型原子力発電所において原子炉圧力容器２を内包し、サ
プレッションプール６とその上部に形成されたドライウ
ェル５とを有する原子炉格納容器３において、前記サプ
レッションプール６内に形成された気相部と前記ドライ
ウェル５内に設置され水素と酸素を再結合させる再結合
器４と、原子炉格納容器３外部に設置された酸素供給手
段１１と、この酸素供給手段１１から延設され前記サプ
レッションプール６内に形成された気相部と前記ドライ
ウェル５に接続される配管１２と、この配管上に設けら
れる止め弁１３と、前記ドライウェル５内の水素濃度を
検出する水素検出器９と、前記ドライウェル内の酸素濃
度を検出する酸素検出器１０とを有することを特徴とす
る。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は原子炉の異常時に原
子炉格納容器内に発生する可燃性ガスを安全に処理する
ための水素ガス処理設備を有する原子炉格納容器に関す
る。
子炉格納容器内に発生する可燃性ガスを安全に処理する
ための水素ガス処理設備を有する原子炉格納容器に関す
る。
【０００２】
【従来の技術】一般に、沸騰水型原子力発電プラント
は、図４に示すように燃料棒の集合体である炉心１は原
子炉圧力容器２に収納されている。万一、事故によって
炉心１の冷却が不十分となり、炉心１が損傷すると、炉
心１内から発生する放射能等がプラント周辺へ放出され
ることを防止するために、原子炉圧力容器２は原子炉格
納容器３内に収納されている。
は、図４に示すように燃料棒の集合体である炉心１は原
子炉圧力容器２に収納されている。万一、事故によって
炉心１の冷却が不十分となり、炉心１が損傷すると、炉
心１内から発生する放射能等がプラント周辺へ放出され
ることを防止するために、原子炉圧力容器２は原子炉格
納容器３内に収納されている。
【０００３】尚、原子炉格納容器３は２つの領域に分け
られ、原子炉圧力容器２が設置されている領域をドライ
ウェル５、その下部の水が溜められている領域をサプレ
ッションプール６という。
られ、原子炉圧力容器２が設置されている領域をドライ
ウェル５、その下部の水が溜められている領域をサプレ
ッションプール６という。
【０００４】前述のような万一の事故の際には、炉心１
内の燃料棒を構成する燃料被覆管と、高温になった燃料
棒と冷却水が接触することで発生した蒸気が反応（Meta
l-Water 反応）し、短時間の間に水素を発生する場合が
ある。
内の燃料棒を構成する燃料被覆管と、高温になった燃料
棒と冷却水が接触することで発生した蒸気が反応（Meta
l-Water 反応）し、短時間の間に水素を発生する場合が
ある。
【０００５】また、放射能が発する放射線が冷却水を分
解することで（水の放射線分解）、水素と酸素が２：１
の割合で発生する。原子炉格納容器３内の水素酸素濃度
が増加し、水素４％以上かつ酸素５％以上の状態、いわ
ゆる可燃限界を越えると水素燃焼を起こしたり、あるい
は水素・酸素が高濃度の場合は水素爆発を起こす可能性
があり、この場合は原子炉格納容器３の健全性を損なう
可能性がある。
解することで（水の放射線分解）、水素と酸素が２：１
の割合で発生する。原子炉格納容器３内の水素酸素濃度
が増加し、水素４％以上かつ酸素５％以上の状態、いわ
ゆる可燃限界を越えると水素燃焼を起こしたり、あるい
は水素・酸素が高濃度の場合は水素爆発を起こす可能性
があり、この場合は原子炉格納容器３の健全性を損なう
可能性がある。
【０００６】従って、このような事象にも対処できるよ
うに、従来原子炉格納容器３内を窒素ガスで置換し、酸
素濃度を３．５％乃至４％以下とすることで短期的にMe
tal-Water 反応で発生する水素ガスによっても一気に原
子炉格納容器内が可燃性雰囲気となることを防止してい
る。
うに、従来原子炉格納容器３内を窒素ガスで置換し、酸
素濃度を３．５％乃至４％以下とすることで短期的にMe
tal-Water 反応で発生する水素ガスによっても一気に原
子炉格納容器内が可燃性雰囲気となることを防止してい
る。
【０００７】尚、原子炉格納容器３内雰囲気は配管７と
ポンプ８で一旦原子炉格納容器３外に取り出され、水素
検出器９、酸素検出器１０により水素・酸素濃度を測定
した後、配管７で原子炉格納容器３に再び戻されるよう
になっている。
ポンプ８で一旦原子炉格納容器３外に取り出され、水素
検出器９、酸素検出器１０により水素・酸素濃度を測定
した後、配管７で原子炉格納容器３に再び戻されるよう
になっている。
【０００８】また、事故時に発生した水素・酸素を低減
させるために、水素と酸素を結合させて水にする再結合
装置４が発明されており、その内の一つとして例えば、
特公平５−５０７５５号公報にも開示されるが、触媒式
再結合装置と呼ばれるものがある。これは、外部からの
動力源なしに水素・酸素の反応熱を触媒によって効率的
に利用することで水素と酸素を結合させて水蒸気に変え
る装置である。
させるために、水素と酸素を結合させて水にする再結合
装置４が発明されており、その内の一つとして例えば、
特公平５−５０７５５号公報にも開示されるが、触媒式
再結合装置と呼ばれるものがある。これは、外部からの
動力源なしに水素・酸素の反応熱を触媒によって効率的
に利用することで水素と酸素を結合させて水蒸気に変え
る装置である。
【０００９】従って、事故時に発生する水素・酸素ガス
に対処する場合、あるいは水の放射線分解によって発生
した水素・酸素は再結合装置４によって過不足なく水蒸
気に変わることになる。
に対処する場合、あるいは水の放射線分解によって発生
した水素・酸素は再結合装置４によって過不足なく水蒸
気に変わることになる。
【００１０】
【発明が解決しようとする課題】上述の従来の原子炉格
納容器においては、Metal-Water 反応によって発生した
水素について、当初原子炉格納容器内に存在していた
３．５乃至４％の酸素と反応する量については再結合装
置によって除去可能であるものの、残りの水素について
は、反応する酸素が不足するため、再結合装置によって
も除去することができず、原子炉格納容器内に残留する
ことになってしまう。これは、Metal-Water反応によっ
ては、酸素が発生することなく、水素のみが発生するか
らである。
納容器においては、Metal-Water 反応によって発生した
水素について、当初原子炉格納容器内に存在していた
３．５乃至４％の酸素と反応する量については再結合装
置によって除去可能であるものの、残りの水素について
は、反応する酸素が不足するため、再結合装置によって
も除去することができず、原子炉格納容器内に残留する
ことになってしまう。これは、Metal-Water反応によっ
ては、酸素が発生することなく、水素のみが発生するか
らである。
【００１１】発生する水素ガスの量は燃料被覆管のどの
程度がWater-Metal 反応したかに依存するが、仮に１０
０％反応したと仮定するとその水素分圧は約数Kg/cm2と
なると考えられる。
程度がWater-Metal 反応したかに依存するが、仮に１０
０％反応したと仮定するとその水素分圧は約数Kg/cm2と
なると考えられる。
【００１２】この水素は放射能を含む可能性があるた
め、そのまま大気中に放出することは好ましいことでは
ない上、仮に大気中に放出する場合でも大気は大量の酸
素を含むため、水素爆発の可能性もあると考えられる。
め、そのまま大気中に放出することは好ましいことでは
ない上、仮に大気中に放出する場合でも大気は大量の酸
素を含むため、水素爆発の可能性もあると考えられる。
【００１３】従って、事故後長期間に亘り原子炉格納容
器内に残存するこの水素の処理方法が事故後処置・復旧
上重要となる。本発明は係る従来の事情に対処してなさ
れたものであり、その目的は、残存する水素ガスを反応
させて水に変えるために必要な酸素を供給可能な原子炉
格納容器を提供する。
器内に残存するこの水素の処理方法が事故後処置・復旧
上重要となる。本発明は係る従来の事情に対処してなさ
れたものであり、その目的は、残存する水素ガスを反応
させて水に変えるために必要な酸素を供給可能な原子炉
格納容器を提供する。
【００１４】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するた
め、本発明の請求項１記載の原子炉格納容器において
は、沸騰水型原子力発電所において原子炉圧力容器を内
包し、サプレッションプールとその上部に形成されたド
ライウェルとを有する原子炉格納容器であって、前記サ
プレッションプール内に形成された気相部と前記ドライ
ウェル内に設置され水素と酸素を再結合させる再結合器
と、原子炉格納容器外部に設置された酸素供給手段と、
この酸素供給手段から延設され前記サプレッションプー
ル内に形成された気相部と前記ドライウェルに接続され
る配管と、この配管上に設けられる止め弁と、前記ドラ
イウェル内の水素濃度を検出する水素検出器と、前記ド
ライウェル内の酸素濃度を検出する酸素検出器を有す
る。
め、本発明の請求項１記載の原子炉格納容器において
は、沸騰水型原子力発電所において原子炉圧力容器を内
包し、サプレッションプールとその上部に形成されたド
ライウェルとを有する原子炉格納容器であって、前記サ
プレッションプール内に形成された気相部と前記ドライ
ウェル内に設置され水素と酸素を再結合させる再結合器
と、原子炉格納容器外部に設置された酸素供給手段と、
この酸素供給手段から延設され前記サプレッションプー
ル内に形成された気相部と前記ドライウェルに接続され
る配管と、この配管上に設けられる止め弁と、前記ドラ
イウェル内の水素濃度を検出する水素検出器と、前記ド
ライウェル内の酸素濃度を検出する酸素検出器を有す
る。
【００１５】このような原子炉格納容器においては、原
子炉格納容器内の水素と酸素を再結合させ、さらに残存
する水素と結合するための酸素を原子炉格納容器外部か
ら供給することができる。
子炉格納容器内の水素と酸素を再結合させ、さらに残存
する水素と結合するための酸素を原子炉格納容器外部か
ら供給することができる。
【００１６】請求項２記載の発明では、請求項１記載の
原子炉格納容器において、前記配管には前記酸素供給手
段によって供給される酸素の積算流量を測定する積算流
量計を有する。請求項２記載の原子炉格納容器において
は、供給された酸素量の測定が可能である。
原子炉格納容器において、前記配管には前記酸素供給手
段によって供給される酸素の積算流量を測定する積算流
量計を有する。請求項２記載の原子炉格納容器において
は、供給された酸素量の測定が可能である。
【００１７】請求項３記載の発明では、請求項２記載の
原子炉格納容器において、前記ドライウェルにはドライ
ウェル内圧力を測定する第１の圧力計と、ドライウェル
内温度を測定する第１の温度計とが設置され、前記配管
には供給酸素圧力を測定する第２の圧力計と、供給酸素
温度を測定する第２の温度計とが設置され、前記水素検
出器と酸素検出器と第１の圧力計と第１の温度計からの
信号を入力して原子炉格納容器内に供給すべき酸素量を
計算する第１の演算手段と、前記第２の圧力計と第２の
温度計からの信号を入力して前記第１の演算手段によっ
て計算された酸素量を補正する第２の演算手段を有す
る。
原子炉格納容器において、前記ドライウェルにはドライ
ウェル内圧力を測定する第１の圧力計と、ドライウェル
内温度を測定する第１の温度計とが設置され、前記配管
には供給酸素圧力を測定する第２の圧力計と、供給酸素
温度を測定する第２の温度計とが設置され、前記水素検
出器と酸素検出器と第１の圧力計と第１の温度計からの
信号を入力して原子炉格納容器内に供給すべき酸素量を
計算する第１の演算手段と、前記第２の圧力計と第２の
温度計からの信号を入力して前記第１の演算手段によっ
て計算された酸素量を補正する第２の演算手段を有す
る。
【００１８】この請求項３記載の発明では、原子炉格納
容器内の温度、圧力条件における供給されるべき酸素量
を測定し、さらに原子炉格納容器外部から供給される酸
素の温度、圧力条件を元に供給されるべき酸素量を補正
することが可能である。
容器内の温度、圧力条件における供給されるべき酸素量
を測定し、さらに原子炉格納容器外部から供給される酸
素の温度、圧力条件を元に供給されるべき酸素量を補正
することが可能である。
【００１９】請求項４記載の発明では、請求項３記載の
原子炉格納容器において、前記第２の演算手段が、前記
積算流量計から積算流量信号を入力し前記補正された酸
素量に到達した場合に前記止め弁に閉止信号を出力す
る。
原子炉格納容器において、前記第２の演算手段が、前記
積算流量計から積算流量信号を入力し前記補正された酸
素量に到達した場合に前記止め弁に閉止信号を出力す
る。
【００２０】請求項４記載の発明では、補正された供給
すべき酸素量に到達した場合に積算流量計から止め弁に
閉止信号が発せられることにより適切な酸素量のみを供
給することができる。
すべき酸素量に到達した場合に積算流量計から止め弁に
閉止信号が発せられることにより適切な酸素量のみを供
給することができる。
【００２１】
【発明の実施の形態】以下に本発明に係る原子炉格納容
器の第１の実施の形態を図１に基づき説明する。図１に
おいて、図４と同一部分については同一符号を付し、そ
の構成の説明は省略する。原子炉格納容器３の外部に設
けられた酸素発生源１１で発生される酸素は配管１２を
介してドライウェル５及びサプレッションプール６に供
給される。また、この酸素は酸素供給元弁１３を開動作
させることによって供給が開始される。
器の第１の実施の形態を図１に基づき説明する。図１に
おいて、図４と同一部分については同一符号を付し、そ
の構成の説明は省略する。原子炉格納容器３の外部に設
けられた酸素発生源１１で発生される酸素は配管１２を
介してドライウェル５及びサプレッションプール６に供
給される。また、この酸素は酸素供給元弁１３を開動作
させることによって供給が開始される。
【００２２】原子炉格納容器３内の雰囲気は水素検出器
９、酸素検出器１０、圧力検出器１４、温度検出器１５
によって測定される。これらの検出器によって測定され
た水素濃度、酸素濃度、圧力、温度の信号は演算部１６
で処理された後、図示しない表示装置によって表示され
る。尚、図１においては、ドライウェル５における測定
構成のみ示しているが、サプレッションプール６内の気
相部分についてもドライウェル５と同様に水素濃度、酸
素濃度、圧力、温度共に測定され、表示される。
９、酸素検出器１０、圧力検出器１４、温度検出器１５
によって測定される。これらの検出器によって測定され
た水素濃度、酸素濃度、圧力、温度の信号は演算部１６
で処理された後、図示しない表示装置によって表示され
る。尚、図１においては、ドライウェル５における測定
構成のみ示しているが、サプレッションプール６内の気
相部分についてもドライウェル５と同様に水素濃度、酸
素濃度、圧力、温度共に測定され、表示される。
【００２３】このように構成された原子炉格納容器にお
いて、酸素供給にあたっての操作は、運転員によって酸
素供給元弁１３を開閉、開度調整することによって行わ
れる。また、運転員は酸素供給に際しては原子炉格納容
器３内の酸素濃度に注意する必要がある。
いて、酸素供給にあたっての操作は、運転員によって酸
素供給元弁１３を開閉、開度調整することによって行わ
れる。また、運転員は酸素供給に際しては原子炉格納容
器３内の酸素濃度に注意する必要がある。
【００２４】Water-Metal 反応によって発生し残存する
水素は、運転員によって供給された酸素と再結合装置４
において反応し除去される。次に本発明に係る原子炉格
納容器の第２の実施の形態について図２を用いて説明す
る。図２において、図１と同一部分については同一符号
を付し、その構成の説明は省略する。本実施の形態は、
水素濃度と酸素濃度の測定結果を基に供給すべき酸素量
を演算装置により求め、その結果に基づいて酸素供給を
行うものである。ドライウェル５内の雰囲気を測定する
圧力検出器１４、温度検出器１５からの圧力および温度
の測定信号は演算装置２３に入力される。また、水素検
出器９及び酸素検出器１０によって測定される水素、酸
素濃度の信号も演算装置２３に入力される。さらにこれ
らの信号は演算装置２４に入力される。
水素は、運転員によって供給された酸素と再結合装置４
において反応し除去される。次に本発明に係る原子炉格
納容器の第２の実施の形態について図２を用いて説明す
る。図２において、図１と同一部分については同一符号
を付し、その構成の説明は省略する。本実施の形態は、
水素濃度と酸素濃度の測定結果を基に供給すべき酸素量
を演算装置により求め、その結果に基づいて酸素供給を
行うものである。ドライウェル５内の雰囲気を測定する
圧力検出器１４、温度検出器１５からの圧力および温度
の測定信号は演算装置２３に入力される。また、水素検
出器９及び酸素検出器１０によって測定される水素、酸
素濃度の信号も演算装置２３に入力される。さらにこれ
らの信号は演算装置２４に入力される。
【００２５】さらに、配管１２上に設けられた積算流量
計２１、流量計２２、圧力検出器２７、温度検出器２６
の測定信号も演算装置２４に入力される。演算装置２４
では、残存する水素量に対して結合すべき酸素量を温
度、圧力という状態量による補正も考慮しつつ演算する
ものである。また、供給された酸素量を検知するために
積算流量計２１や流量計２２、圧力検出器２７、温度検
出器２６が設けられている。演算装置２４における演算
結果に基づき、酸素供給元弁１３の弁駆動装置２５に対
して制御信号が発せられ、酸素供給元弁１３の開閉が制
御される。
計２１、流量計２２、圧力検出器２７、温度検出器２６
の測定信号も演算装置２４に入力される。演算装置２４
では、残存する水素量に対して結合すべき酸素量を温
度、圧力という状態量による補正も考慮しつつ演算する
ものである。また、供給された酸素量を検知するために
積算流量計２１や流量計２２、圧力検出器２７、温度検
出器２６が設けられている。演算装置２４における演算
結果に基づき、酸素供給元弁１３の弁駆動装置２５に対
して制御信号が発せられ、酸素供給元弁１３の開閉が制
御される。
【００２６】また、本実施の形態においては、酸素発生
源１１と酸素供給元弁１３間にフランジ２０が設けられ
ているが、このフランジ２０は酸素発生源１１を仮設と
するためのものである。元々酸素発生源１１は、万一の
事故時にのみ使用されるものであり、常設する必要性の
薄い装置だからであり、必要時に酸素ボンベやタンクロ
ーリから供給可能とするためのものである。
源１１と酸素供給元弁１３間にフランジ２０が設けられ
ているが、このフランジ２０は酸素発生源１１を仮設と
するためのものである。元々酸素発生源１１は、万一の
事故時にのみ使用されるものであり、常設する必要性の
薄い装置だからであり、必要時に酸素ボンベやタンクロ
ーリから供給可能とするためのものである。
【００２７】次に、演算装置２４における供給すべき酸
素量の計算方法について説明する。まず、式（１）で示
されるように原子炉圧力容器内の圧力・温度条件下にお
ける酸素供給量ＱＡを演算する。
素量の計算方法について説明する。まず、式（１）で示
されるように原子炉圧力容器内の圧力・温度条件下にお
ける酸素供給量ＱＡを演算する。
【００２８】 ＱＡ＝Ｖ・（ＣＨ−２・ＣＯ）／２ … （１） ここで、ＱＡ：原子炉格納容器に供給すべき酸素量（原
子炉格納容器内の圧力・温度条件下での値） Ｖ：原子炉格納容器内空間容積 ＣＨ：水素濃度 ＣＯ：酸素濃度 但し、このように式（１）で求められた供給すべき酸素
量は、原子炉格納容器３内の温度・圧力条件下での値で
あるため、酸素発生源１１から配管１２を通じて供給さ
れる酸素の温度と圧力に従って補正を式（２）に示され
るとおり加える。
子炉格納容器内の圧力・温度条件下での値） Ｖ：原子炉格納容器内空間容積 ＣＨ：水素濃度 ＣＯ：酸素濃度 但し、このように式（１）で求められた供給すべき酸素
量は、原子炉格納容器３内の温度・圧力条件下での値で
あるため、酸素発生源１１から配管１２を通じて供給さ
れる酸素の温度と圧力に従って補正を式（２）に示され
るとおり加える。
【００２９】 ＱＢ＝ＱＡ・（Ｐａ／Ｐｂ）・（Ｔｂ／Ｔａ） … （２） ここで、ＱＢ：原子炉格納容器に供給すべき酸素量（酸
素供給配管の圧力温度条件下での値） Ｐａ：原子炉格納容器内絶対圧力 Ｐｂ：配管内酸素の絶対圧力 Ｔａ：原子炉格納容器内絶対温度 Ｔｂ：配管内酸素の絶対温度 このようにして求めた酸素の量は原子炉格納容器３内に
存在する水素の全てを結合させるのに必要な量であるた
め、酸素を供給するにあたっては、供給量に以下の注意
を払う必要がある。すなわち、例えば初期水素濃度が２
０％、酸素濃度が０％であった場合、その水素をすべて
結合させるのに必要な酸素として１０％に相当する量を
供給すると、原子炉格納容器３内は可燃性雰囲気となる
ため、供給する酸素量には制限を設けなければならな
い。
素供給配管の圧力温度条件下での値） Ｐａ：原子炉格納容器内絶対圧力 Ｐｂ：配管内酸素の絶対圧力 Ｔａ：原子炉格納容器内絶対温度 Ｔｂ：配管内酸素の絶対温度 このようにして求めた酸素の量は原子炉格納容器３内に
存在する水素の全てを結合させるのに必要な量であるた
め、酸素を供給するにあたっては、供給量に以下の注意
を払う必要がある。すなわち、例えば初期水素濃度が２
０％、酸素濃度が０％であった場合、その水素をすべて
結合させるのに必要な酸素として１０％に相当する量を
供給すると、原子炉格納容器３内は可燃性雰囲気となる
ため、供給する酸素量には制限を設けなければならな
い。
【００３０】酸素濃度の上限値をＣＭＡＸとすると酸素
供給量の最大値は以下の式（３）で表される。 ＱＣ＝Ｖ・（ＣＭＡＸ−ＣＯ） … （３） ここで、ＱＣ：原子炉格納容器に供給できる酸素の最大
量（原子炉格納容器内圧力・温度条件下での値） ＣＭＡＸ：酸素濃度の上限値 式（３）中のＱＣも上記でＱＡをＱＢに換算したのと同
様に式（４）で補正すると、 ＱＤ＝ＱＣ・（Ｐａ／Ｐｂ）・（Ｔｂ／Ｔａ） ここで、ＱＤ：原子炉格納容器に供給できる酸素の最大
量（酸素供給配管の圧力・温度条件下での値） 従って、ＱＢとＱＤの内、小さい値の酸素供給量を演算
することで、必要となる量を過不足なく、かつ原子炉格
納容器３内が可燃性雰囲気となることなく酸素を供給可
能となる。図２において、演算装置２３は水素検出器
９、酸素検出器１０、圧力検出器１４、温度検出器１５
からのデータを基に上記式（１）によってＱＡを求める
演算部となり、また、酸素濃度のデータを基に式（３）
によってＱＣを求める。
供給量の最大値は以下の式（３）で表される。 ＱＣ＝Ｖ・（ＣＭＡＸ−ＣＯ） … （３） ここで、ＱＣ：原子炉格納容器に供給できる酸素の最大
量（原子炉格納容器内圧力・温度条件下での値） ＣＭＡＸ：酸素濃度の上限値 式（３）中のＱＣも上記でＱＡをＱＢに換算したのと同
様に式（４）で補正すると、 ＱＤ＝ＱＣ・（Ｐａ／Ｐｂ）・（Ｔｂ／Ｔａ） ここで、ＱＤ：原子炉格納容器に供給できる酸素の最大
量（酸素供給配管の圧力・温度条件下での値） 従って、ＱＢとＱＤの内、小さい値の酸素供給量を演算
することで、必要となる量を過不足なく、かつ原子炉格
納容器３内が可燃性雰囲気となることなく酸素を供給可
能となる。図２において、演算装置２３は水素検出器
９、酸素検出器１０、圧力検出器１４、温度検出器１５
からのデータを基に上記式（１）によってＱＡを求める
演算部となり、また、酸素濃度のデータを基に式（３）
によってＱＣを求める。
【００３１】次に、演算装置２４は演算装置２３での上
記演算の結果、酸素供給のための配管１２の温度検出器
２６、圧力検出器２７からの信号により、供給すべき酸
素量に補正を加えたＱＢを式（２）によって、また、原
子炉格納容器３に供給可能な酸素の最大量を式（４）に
よって演算する。
記演算の結果、酸素供給のための配管１２の温度検出器
２６、圧力検出器２７からの信号により、供給すべき酸
素量に補正を加えたＱＢを式（２）によって、また、原
子炉格納容器３に供給可能な酸素の最大量を式（４）に
よって演算する。
【００３２】また、演算装置２４は、配管１２を流れた
酸素の総量を測定する積算流量計２１からの信号を参照
し、ＱＢとＱＤの内の小さいほうの値になったときに、
配管１２の酸素供給元弁１３を閉鎖する信号を弁駆動装
置２５に発生させて酸素供給元弁１３を自動閉止する。
酸素の総量を測定する積算流量計２１からの信号を参照
し、ＱＢとＱＤの内の小さいほうの値になったときに、
配管１２の酸素供給元弁１３を閉鎖する信号を弁駆動装
置２５に発生させて酸素供給元弁１３を自動閉止する。
【００３３】本実施の形態では、２つの演算装置２３，
２４を用いているが、例えば演算装置を演算装置２４の
１つとして、水素検出器９、酸素検出器１０、圧力検出
器１４、温度検出器１５の信号も演算装置２４に入力し
て演算装置２３においておこなっていた演算をも行うこ
とができるものとしてもよいことは言うまでもない。
２４を用いているが、例えば演算装置を演算装置２４の
１つとして、水素検出器９、酸素検出器１０、圧力検出
器１４、温度検出器１５の信号も演算装置２４に入力し
て演算装置２３においておこなっていた演算をも行うこ
とができるものとしてもよいことは言うまでもない。
【００３４】次に、図３を用いて本発明に係る原子炉格
納容器の第３の実施の形態について説明する。既設の沸
騰水型原子力発電所においては、原子炉運転中、格納容
器の酸素濃度を３．５％乃至４％以下とするため、窒素
ガスを原子炉格納容器３に供給する設備を有している。
これは、図３に示されるとおり、液化窒素貯槽４０、液
体窒素蒸発器４１、減圧弁４２、調整弁４３、流量計装
装置４５ａ，４５ｂ，４５ｃおよびこれらを結ぶ配管３
０から構成されている。そこで、減圧弁４２上流側に分
岐点を設け、酸素発生源１１と止め弁４４ａ，４４ｂを
設置し、さらに配管３０上に温度検出器２６、圧力検出
器２７を設置する。このように構成されることによっ
て、非常時において酸素を供給することが可能である。
酸素を供給する場合には、窒素ガスを遮断するために、
止め弁４４ａを閉止し、酸素発生源１１側の止め弁４４
ｂを開け、その後は第１の実施の形態のように手動によ
る制御あるいは第２の実施の形態のように自動制御とし
てもよい。
納容器の第３の実施の形態について説明する。既設の沸
騰水型原子力発電所においては、原子炉運転中、格納容
器の酸素濃度を３．５％乃至４％以下とするため、窒素
ガスを原子炉格納容器３に供給する設備を有している。
これは、図３に示されるとおり、液化窒素貯槽４０、液
体窒素蒸発器４１、減圧弁４２、調整弁４３、流量計装
装置４５ａ，４５ｂ，４５ｃおよびこれらを結ぶ配管３
０から構成されている。そこで、減圧弁４２上流側に分
岐点を設け、酸素発生源１１と止め弁４４ａ，４４ｂを
設置し、さらに配管３０上に温度検出器２６、圧力検出
器２７を設置する。このように構成されることによっ
て、非常時において酸素を供給することが可能である。
酸素を供給する場合には、窒素ガスを遮断するために、
止め弁４４ａを閉止し、酸素発生源１１側の止め弁４４
ｂを開け、その後は第１の実施の形態のように手動によ
る制御あるいは第２の実施の形態のように自動制御とし
てもよい。
【００３５】
【発明の効果】以上説明したように本発明の原子炉格納
容器においては、万一の事象が発生した場合に、原子炉
格納容器内で発生した水素を処理できる酸素を供給する
ことができ、過剰な水素による加圧や、不慮の水素の燃
焼に伴う熱・圧力的影響から原子炉格納容器を保護する
ことができ、沸騰水型原子力発電所の信頼性の向上を図
ることができる。
容器においては、万一の事象が発生した場合に、原子炉
格納容器内で発生した水素を処理できる酸素を供給する
ことができ、過剰な水素による加圧や、不慮の水素の燃
焼に伴う熱・圧力的影響から原子炉格納容器を保護する
ことができ、沸騰水型原子力発電所の信頼性の向上を図
ることができる。
【図１】本願発明に係る原子炉格納容器の第１の実施の
形態を示す構成図。
形態を示す構成図。
【図２】本願発明に係る原子炉格納容器の第２の実施の
形態を示す構成図。
形態を示す構成図。
【図３】本願発明に係る原子炉格納容器の第３の実施の
形態を示す構成図。
形態を示す構成図。
【図４】原子炉格納容器の従来例を示す構成図。
１…炉心 ２…原子炉圧
力容器 ３…原子炉格納容器 ４…再結合装
置 ５…ドライウェル ６…サプレッ
ションプール ７…配管 ８…ポンプ ９…水素検出器 １０…酸素検
出器 １１…酸素発生源 １２…配管 １３…酸素供給元弁 １４…圧力検
出器 １５…温度検出器 １６…演算部 ２０…フランジ ２１…積算流
量計 ２２…流量計 ２３…演算装
置 ２４…演算装置 ２５…弁駆動
装置 ２６…温度検出器 ２７…圧力検
出器 ３０…配管 ４０…液化窒
素貯槽 ４１…液体窒素蒸発器 ４２…減圧弁 ４３…調整弁 ４４ａ，４４
ｂ…止め弁 ４５ａ，４５ｂ，４５ｃ…流量計装
力容器 ３…原子炉格納容器 ４…再結合装
置 ５…ドライウェル ６…サプレッ
ションプール ７…配管 ８…ポンプ ９…水素検出器 １０…酸素検
出器 １１…酸素発生源 １２…配管 １３…酸素供給元弁 １４…圧力検
出器 １５…温度検出器 １６…演算部 ２０…フランジ ２１…積算流
量計 ２２…流量計 ２３…演算装
置 ２４…演算装置 ２５…弁駆動
装置 ２６…温度検出器 ２７…圧力検
出器 ３０…配管 ４０…液化窒
素貯槽 ４１…液体窒素蒸発器 ４２…減圧弁 ４３…調整弁 ４４ａ，４４
ｂ…止め弁 ４５ａ，４５ｂ，４５ｃ…流量計装
Claims (4)
- 【請求項１】 沸騰水型原子力発電所において原子炉圧
力容器を内包し、サプレッションプールとその上部に形
成されたドライウェルとを有する原子炉格納容器におい
て、前記サプレッションプール内に形成された気相部と
前記ドライウェル内に設置され水素と酸素を再結合させ
る再結合器と、原子炉格納容器外部に設置された酸素供
給手段と、この酸素供給手段から延設され前記サプレッ
ションプール内に形成された気相部と前記ドライウェル
に接続される配管と、この配管上に設けられる止め弁
と、前記ドライウェル内の水素濃度を検出する水素検出
器と、前記ドライウェル内の酸素濃度を検出する酸素検
出器とを有することを特徴とする原子炉格納容器。 - 【請求項２】 前記配管には前記酸素供給手段によって
供給される酸素の積算流量を測定する積算流量計を有す
ることを特徴とする請求項１記載の原子炉格納容器。 - 【請求項３】 前記ドライウェルにはドライウェル内圧
力を測定する第１の圧力計と、ドライウェル内温度を測
定する第１の温度計とが設置され、前記配管には供給酸
素圧力を測定する第２の圧力計と、供給酸素温度を測定
する第２の温度計とが設置され、前記水素検出器と酸素
検出器と第１の圧力計と第１の温度計からの信号を入力
して原子炉格納容器内に供給すべき酸素量を計算する第
１の演算手段と、前記第２の圧力計と第２の温度計から
の信号を入力して前記第１の演算手段によって計算され
た酸素量を補正する第２の演算手段とを有することを特
徴とする請求項２記載の原子炉格納容器。 - 【請求項４】 前記第２の演算手段は、前記積算流量計
から積算流量信号を入力し前記補正された酸素量に到達
した場合に前記止め弁に閉止信号を出力することを特徴
とする請求項３記載の原子炉格納容器。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8306140A JPH10148700A (ja) | 1996-11-18 | 1996-11-18 | 原子炉格納容器 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8306140A JPH10148700A (ja) | 1996-11-18 | 1996-11-18 | 原子炉格納容器 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH10148700A true JPH10148700A (ja) | 1998-06-02 |
Family
ID=17953543
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP8306140A Pending JPH10148700A (ja) | 1996-11-18 | 1996-11-18 | 原子炉格納容器 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH10148700A (ja) |
-
1996
- 1996-11-18 JP JP8306140A patent/JPH10148700A/ja active Pending
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