JPH10221477A - Reactor containment - Google Patents
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- JPH10221477A JPH10221477A JP9023371A JP2337197A JPH10221477A JP H10221477 A JPH10221477 A JP H10221477A JP 9023371 A JP9023371 A JP 9023371A JP 2337197 A JP2337197 A JP 2337197A JP H10221477 A JPH10221477 A JP H10221477A
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Abstract
Description
【０００１】[0001]
【発明の属する技術分野】本発明は、軽水型原子力発電
所における圧力抑制型格納容器において事故時に発生す
る可燃性ガスを静的に低減する可燃性ガス濃度低減手段
を備えた原子炉格納容器に関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a reactor containment vessel having a combustible gas concentration reducing means for statically reducing combustible gas generated in an accident in a pressure suppression type containment vessel in a light water nuclear power plant. .
【０００２】[0002]
【従来の技術】従来、沸騰水型原子炉においては、事故
時に炉心で発生する崩壊熱を除去するために非常用炉心
冷却系（Emergency Core Cooling System ；以下ＥＣＣ
Ｓという。）が設けられている。また特に単純化沸騰水
型原子炉（ＳＢＷＲ）のような静的プラントにおいて
は、格納容器冷却系として動力や電力を使用しない静的
格納容器冷却系（Passive Containment Cooling Syste
m；以下ＰＣＣＳという。）が用いられている。ＰＣＣ
Ｓについては、例えば シビアアクシデントと新型軽水
炉の熱流動挙動研究の現状、「格納容器内熱流動調査研
究」特別委員会編、日本原子力学会 第269 頁乃至第29
2 頁 においてその作用効果が述べられている。2. Description of the Related Art Conventionally, in a boiling water reactor, an emergency core cooling system (hereinafter, referred to as ECC) has been used to remove decay heat generated in a reactor core during an accident.
Called S. ) Is provided. In particular, in a static plant such as a simplified boiling water reactor (SBWR), a passive containment cooling system (Passive Containment Cooling Syste
m; hereinafter referred to as PCCS. ) Is used. PCC
Regarding S, for example, the current state of research on the thermal fluidity behavior of severe accidents and new light water reactors, the Special Committee for “Study on Thermal Fluidity in Containment Vessel” edited by the Atomic Energy Society of Japan, pages 269 to 29
The effect is described on page 2.
【０００３】図13はこのＰＣＣＳを備えた沸騰水型原子
炉の原子炉格納容器の概略系統断面図である。原子炉炉
心１を内蔵する原子炉圧力容器２を格納する原子炉格納
容器３は、上部ドライウェル７、下部ドライウェル16、
及び上部ドライウェル７とベント管11を介して接続し内
部に圧力抑制プール８を備えた圧力抑制室９とから構成
される。ベント管11は圧力抑制プール８内に水中開口部
10を有する。また上部ドライウェル７の上方にＰＣＣＳ
23が設けられている。原子炉圧力容器２は給水管４によ
り図示しない給水ポンプと連絡し、また主蒸気管５によ
り図示しないタービンと連絡している。原子炉圧力容器
２を包囲する上部ドライウェル内では給水管４及び主蒸
気管５はそれぞれ隔離弁６ａ，６ｂを具備する。また原
子炉圧力容器２は減圧弁26を具備する。FIG. 13 is a schematic sectional view of a reactor containment vessel of a boiling water reactor provided with the PCCS. The reactor containment vessel 3 containing the reactor pressure vessel 2 containing the reactor core 1 includes an upper dry well 7, a lower dry well 16,
And a pressure suppression chamber 9 connected to the upper dry well 7 via a vent pipe 11 and having a pressure suppression pool 8 therein. The vent pipe 11 has an underwater opening in the suppression pool 8.
With 10. Also, PCCS above the upper dry well 7
23 are provided. The reactor pressure vessel 2 is connected to a water supply pump (not shown) by a water supply pipe 4 and to a turbine (not shown) by a main steam pipe 5. In the upper dry well surrounding the reactor pressure vessel 2, the water supply pipe 4 and the main steam pipe 5 are provided with isolation valves 6a and 6b, respectively. The reactor pressure vessel 2 has a pressure reducing valve 26.
【０００４】ＰＣＣＳ23は、ＰＣＣＳ冷却水プール19内
に、蒸気を内包する蒸気ボックス20、水を内包する水ボ
ックス22及びこの蒸気ボックス20と水ボックス22の双方
に接続する伝熱管21とを設けてなるものである。また蒸
気ボックス20は蒸気ライン18により上部ドライウェル７
と連絡し、水ボックス22は水ライン15によりこのＰＣＣ
Ｓ23の下方に位置するＧＤＣＳプール14と連絡してい
る。またＰＣＣＳ23にはＰＣＣＳプール19の上方の気相
中の蒸気を外部に放出する蒸気開放ライン24が設けられ
ている。さらに水ボックス22に設けられた非凝縮性ガス
排出ライン17は、通常のベント管11より浅い水圧で圧力
抑制プール８に導かれている。The PCCS 23 is provided with a steam box 20 containing steam, a water box 22 containing water, and a heat transfer tube 21 connected to both the steam box 20 and the water box 22 in a PCCS cooling water pool 19. It becomes. The steam box 20 is connected to the upper dry well 7 by the steam line 18.
The water box 22 is connected to the PCC by the water line 15.
It is in communication with the GDCS pool 14 located below S23. The PCCS 23 is provided with a vapor release line 24 for releasing vapor in the gas phase above the PCCS pool 19 to the outside. Further, the non-condensable gas discharge line 17 provided in the water box 22 is led to the suppression pool 8 with a water pressure shallower than that of the normal vent pipe 11.
【０００５】またこの図に示した沸騰水型原子炉は重力
落下式ＥＣＣＳ（Gravity Driven Core Cooling Syste
m；以下ＧＤＣＳという。）を備える。すなわちこのＧ
ＤＣＳは、原子炉圧力容器２とＧＤＣＳプール14を逆止
弁12を有するＧＤＣＳライン13を介して連絡させた、静
的なＥＣＣＳである。[0005] The boiling water reactor shown in this figure is a gravity-driven ECCS (Gravity Driven Core Cooling System).
m; hereinafter referred to as GDCS. ). That is, this G
The DCS is a static ECCS that connects the reactor pressure vessel 2 and the GDCS pool 14 via a GDCS line 13 having a check valve 12.
【０００６】主蒸気管５等の大口径配管の破断事故時に
は、高温高圧の原子炉一次冷却材が原子炉圧力容器２外
に放出されるため原子炉圧力容器２の内圧は低下し、原
子炉圧力容器２と原子炉格納容器３の圧力差が小さくな
る。この圧力差がＧＤＣＳプール14内の冷却水の静水頭
圧より小さくなると、ＧＤＣＳプール14内の冷却水は重
力により、ＧＤＣＳライン13を介して逆止弁12を通って
原子炉圧力容器２内に流入する。これにより原子炉炉心
１が冷却される。When a large-diameter pipe such as the main steam pipe 5 breaks, the primary coolant of the high-temperature and high-pressure reactor is discharged outside the reactor pressure vessel 2, so that the internal pressure of the reactor pressure vessel 2 decreases and the reactor pressure decreases. The pressure difference between the pressure vessel 2 and the containment vessel 3 becomes smaller. When this pressure difference becomes smaller than the hydrostatic head pressure of the cooling water in the GDCS pool 14, the cooling water in the GDCS pool 14 flows into the reactor pressure vessel 2 through the check valve 12 through the GDCS line 13 due to gravity. Inflow. Thereby, the reactor core 1 is cooled.
【０００７】また中小口径配管の破断事故時には、減圧
弁26の作動により破断口あるいは減圧弁26から原子炉圧
力容器２内の冷却材が外部に流出し、原子炉圧力容器２
の内圧が低下し、原子炉格納容器３との圧力差がＧＤＣ
Ｓプール14内の冷却水の静水頭圧より小さくなると、Ｇ
ＤＣＳプール14内の冷却水は重力により、ＧＤＣＳライ
ン13を介して逆止弁12を通って原子炉圧力容器２内に流
入する。In the event of a breakage of the small or medium diameter pipe, the coolant in the reactor pressure vessel 2 flows out of the break port or the pressure reducing valve 26 by the operation of the pressure reducing valve 26, and the reactor pressure vessel 2
Internal pressure drops, and the pressure difference between the
When the pressure of the cooling water in the S pool 14 becomes smaller than the hydrostatic head pressure,
The cooling water in the DCS pool 14 flows into the reactor pressure vessel 2 through the check valve 12 through the GDCS line 13 by gravity.
【０００８】配管破断事故に伴い上部ドライウェル７内
の圧力・温度は急激に上昇する。上部ドライウェル７に
放出された高温・高圧の原子炉一次冷却材は、上部ドラ
イウェル７内の気体と混合して、ベント管11を通して水
中開口部10より圧力抑制室９内の圧力抑制プール水８中
に放出されて冷却される。こうして原子炉圧力容器２か
ら放出される熱エネルギーの多くはこの圧力抑制プール
８において吸収される。すなわち、ベント管11は事故直
後に上部ドライウェル７から圧力抑制プール８への気体
の大きな流れに対して機能する。しかし、このベント管
11が機能するのは水素ガスの発生が殆どない事故直後の
短期的事象変化に対してのみであり、長期的な原子炉格
納容器内の圧力・温度変化に対しては機能しない。[0008] The pressure and temperature in the upper drywell 7 rise rapidly with the pipe breakage accident. The high-temperature and high-pressure reactor primary coolant discharged into the upper dry well 7 is mixed with the gas in the upper dry well 7, and is passed through the vent pipe 11 through the underwater opening 10 to suppress the pool water in the pressure suppression chamber 9. 8 and cooled. Most of the heat energy thus released from the reactor pressure vessel 2 is absorbed in the suppression pool 8. That is, the vent pipe 11 functions for a large flow of gas from the upper dry well 7 to the suppression pool 8 immediately after the accident. But this vent pipe
11 functions only for short-term event changes immediately after an accident with almost no generation of hydrogen gas, and does not function for long-term changes in pressure and temperature in the reactor containment vessel.
【０００９】ＰＣＣＳの事故時の作用について説明す
る。事故時に上部ドライウェル７に発生する蒸気を蒸気
導入ライン18を介してＰＣＣＳプール19に設置された伝
熱管21に導いて凝縮し液化し、その凝縮水を水ボックス
22から凝縮水排出ライン15を介してＧＤＣＳプール14内
へと排出する。ＧＤＣＳプールは原子炉圧力容器２にＧ
ＤＣＳライン13を介して接続しているから、静水頭圧に
より、ＰＣＣＳの伝熱管21により凝縮された水は再び原
子炉圧力容器２内に戻される。この蒸気のうち非凝縮性
ガスの多くは、上部ドライウェル16と圧力抑制室９の気
相部の圧力差により、非凝縮性ガス排出ライン17を通し
て圧力抑制プール８に排出される。The operation of the PCCS in an accident will be described. The steam generated in the upper drywell 7 at the time of the accident is led through the steam introduction line 18 to the heat transfer tube 21 installed in the PCCS pool 19 to be condensed and liquefied.
From 22, the condensate is discharged into the GDCS pool 14 via the condensed water discharge line 15. The GDCS pool contains G in the reactor pressure vessel 2.
Since the connection is made through the DCS line 13, the water condensed by the heat transfer tube 21 of the PCCS is returned to the reactor pressure vessel 2 again by the hydrostatic head pressure. Most of the non-condensable gas in the vapor is discharged to the suppression pool 8 through the non-condensable gas discharge line 17 due to the pressure difference between the upper dry well 16 and the gas phase in the suppression chamber 9.
【００１０】原子炉一次冷却材が原子炉格納容器３内に
放出されると原子炉炉心水位は徐々に低下し、かつ燃料
温度は徐々に上昇するが、こうした長期的事象下で水素
ガスが発生する。When the primary coolant of the reactor is discharged into the containment vessel 3, the reactor core water level gradually decreases and the fuel temperature gradually increases, but hydrogen gas is generated under such a long-term event. I do.
【００１１】すなわち、原子炉圧力容器２内には非常用
炉心冷却系により圧力抑制プール８より水が注入されて
炉心が冷却されるが、この注入水は長期的には炉心から
崩壊熱を吸収し、破断口からドライウェルへ流出され
る。このため、このとき上部ドライウェル７内の圧力・
温度は常に圧力抑制室９よりも高い状態となる。In other words, water is injected into the reactor pressure vessel 2 from the suppression pool 8 by the emergency core cooling system to cool the core. This injected water absorbs decay heat from the core in the long term. Then, it flows out from the break into the dry well. Therefore, at this time, the pressure in the upper dry well 7
The temperature is always higher than the pressure suppression chamber 9.
【００１２】このような長期的事象下で軽水型原子力発
電所の原子炉内では、冷却材である水が放射線分解さ
れ、水素ガスと酸素ガスが発生する。さらに、燃料被覆
管の温度が上昇する場合には、水蒸気と燃料被覆管材料
のジルコニウムとの間で反応が起こり、水素ガスが発生
する。こうして発生する水素ガスは、破断した配管の破
断口等から原子炉格納容器２内に放出されるため、原子
炉格納容器２内の水素ガス濃度は次第に上昇する。Under such a long-term event, in a nuclear reactor of a light water nuclear power plant, water as a coolant is radiolytically decomposed to generate hydrogen gas and oxygen gas. Furthermore, when the temperature of the fuel cladding rises, a reaction occurs between the water vapor and the zirconium of the fuel cladding material, and hydrogen gas is generated. Since the hydrogen gas generated in this way is released into the reactor containment vessel 2 from a broken hole or the like of the broken pipe, the hydrogen gas concentration in the reactor containment vessel 2 gradually increases.
【００１３】しかし、上述のＰＣＣＳ23に導かれる蒸気
のなかでも非凝縮性の水素は窒素に比べて軽いため、蒸
気ボックス20の外に排出されにくく内部に蓄積され、Ｐ
ＣＣＳ23の蒸気ボックス20内の水素濃度はおよそ10％以
上となり、原子炉格納容器２の上部ドライウェル16内の
水素濃度よりも高くなる。この蒸気ボックス20内に大量
の水素が滞在するような事態が長期化すれば、ひいては
ＰＣＣＳ23の伝熱性能を劣化させることも考えられる。However, non-condensable hydrogen among the vapors guided to the PCCS 23 is lighter than nitrogen, and therefore is hard to be discharged out of the vapor box 20 and is accumulated therein.
The hydrogen concentration in the steam box 20 of the CCS 23 is about 10% or more, which is higher than the hydrogen concentration in the upper dry well 16 of the containment vessel 2. If the situation in which a large amount of hydrogen stays in the steam box 20 is prolonged, the heat transfer performance of the PCCS 23 may be deteriorated.
【００１４】こうした事態を鑑みて、原子炉格納容器内
の水素ガス濃度を静的に低減する装置が考えられてい
る。特開平６−130170号公報に開示された可燃性ガス濃
度静的低減装置は、上部ドライウェル内でＰＣＣＳプー
ル内の熱交換器に接続する配管の上流側すなわち蒸気流
入口に設けられた触媒型水素反応材を収納した水素ガス
濃度低減箱である。これにより、配管破断事故直後以
降、上部ドライウェル４で継続して発生する水素ガス
を、水素ガス濃度低減材収納箱により吸収することにし
水素ガス濃度を低減することができる。In view of such circumstances, an apparatus for statically reducing the concentration of hydrogen gas in a containment vessel has been proposed. The static flammable gas concentration reducing device disclosed in Japanese Patent Application Laid-Open No. 6-130170 is a catalyst type provided at an upstream side of a pipe connected to a heat exchanger in a PCCS pool in an upper dry well, that is, at a steam inlet. This is a hydrogen gas concentration reduction box containing a hydrogen reactant. As a result, the hydrogen gas continuously generated in the upper dry well 4 immediately after the pipe break accident is absorbed by the hydrogen gas concentration reducing material storage box, so that the hydrogen gas concentration can be reduced.
【００１５】[0015]
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、上述の
特開平６−130170号公報に開示された可燃性ガス濃度静
的低減装置では、配管破断事故時の原子炉格納容器内の
水素ガス濃度は４〜５％程度とため、水素ガスの処理効
果は必ずしも高くはない。また、ドライウェル冷却系等
の各種機動力の発生が期待できないような過酷事故時に
は、原子炉格納容器内の気体のミキシングが促進され
ず、例えば水素ガスが原子炉圧力容器下部の領域に停滞
し、特に上述した可燃性ガス濃度低減装置の設置場所以
外の場所において局所的に水素ガス濃度が上昇すること
も考えられる。また、可燃性ガスがある領域に停滞し上
述の可燃性ガス濃度低減装置の近傍領域に至らずにガス
濃度低減の効率が悪化する場合も考えられる。However, in the static flammable gas concentration reducing apparatus disclosed in the above-mentioned Japanese Patent Application Laid-Open No. 6-130170, the hydrogen gas concentration in the containment vessel at the time of a pipe breakage accident is 4%. Since it is about 5%, the effect of treating hydrogen gas is not necessarily high. Also, in the case of a severe accident in which the generation of various motive powers such as a drywell cooling system cannot be expected, mixing of the gas in the reactor containment vessel is not promoted, and for example, hydrogen gas stagnates in a region below the reactor pressure vessel. In particular, it is conceivable that the hydrogen gas concentration locally increases in a place other than the place where the above-described combustible gas concentration reducing device is installed. It is also conceivable that the flammable gas stagnates in an area where the flammable gas does not reach the area in the vicinity of the above-described flammable gas concentration reducing device and the efficiency of reducing the gas concentration deteriorates.
【００１６】さらに、ＥＣＣＳによる炉心冷却が期待で
きないような過酷事故時には、燃料被覆管が極めて高温
となり水と燃料被覆管材料のジルコニウムとの反応が活
発に促進され、原子炉格納容器内には大量の水素ガスが
放出されることになる。従って、長期的には格納容器内
の水素ガス濃度が酸素ガス濃度より相対的に大きくなる
ため、再結合反応に必要とされる酸素ガスが不足し、上
述した触媒を用いた可燃性ガス濃度制御システムにより
処理することのできない水素ガスが増えて原子炉格納容
器内に残留し、かつ水素ガス濃度が上昇して過剰な反応
が起きる可能性がある。Further, in a severe accident in which core cooling by ECCS cannot be expected, the temperature of the fuel cladding tube becomes extremely high, and the reaction between water and zirconium as fuel cladding tube material is actively promoted. Of hydrogen gas is released. Therefore, in the long term, the concentration of hydrogen gas in the containment vessel becomes relatively higher than the concentration of oxygen gas, so that the amount of oxygen gas required for the recombination reaction is insufficient, and the control of the flammable gas concentration using the above-described catalyst Hydrogen gas that cannot be processed by the system increases and remains in the reactor containment vessel, and the hydrogen gas concentration increases, which may cause an excessive reaction.
【００１７】また、原子炉格納容器の上部ドライウェル
においては水素ガスを含む可燃性ガスの濃度が高々数％
であり相対的に低いため、このような場所に可燃性ガス
静的低減装置を設置する特開平６−130170号公報に開示
された構成によるよりも、水素ガスを含む可燃性ガス濃
度のより高い場所に設置することができる可燃性ガス静
的低減装置を用いた方が、より水素ガスの処理効果が高
くなると予想される。In the upper dry well of the containment vessel, the concentration of flammable gas containing hydrogen gas is at most several percent.
Is relatively low, so that the concentration of the flammable gas containing hydrogen gas is higher than that of the configuration disclosed in JP-A-6-130170 in which the flammable gas static reduction device is installed in such a place. It is expected that the use of a combustible gas static reduction device that can be installed in a place will have a higher hydrogen gas treatment effect.
【００１８】本発明はこのような事情に鑑みてなされる
ものであり、特に圧力抑制型の原子炉格納容器におい
て、動力や電力を使用しない静的なガス濃度低減手段を
配設し、かつこの手段が可燃性ガスの流れの駆動源を有
するよう設定し、可燃性ガスを拡散させ可燃性ガス静的
低減装置の周囲に導くことによって、可燃性ガスの局所
的な停滞を防ぎ、より効率よくガス濃度を低減すること
を目的とする。The present invention has been made in view of such circumstances, and in particular, in a pressure suppression type reactor containment vessel, a static gas concentration reducing means that does not use power or electric power is provided. Prevent local stagnation of flammable gas by setting the means to have a driving source for the flow of flammable gas and diffusing the flammable gas around the combustible gas static reduction device, and more efficiently The purpose is to reduce the gas concentration.
【００１９】また本発明では、特に原子炉格納容器の静
的崩壊熱除去系の熱交換器の蒸気ボックス内のように可
燃性ガス濃度がおよそ10％以上に達する場所に設置され
る可燃性ガス濃度の静的低減を行う手段を提供すること
を目的とする。According to the present invention, in particular, the flammable gas installed in a place where the flammable gas concentration reaches about 10% or more, such as in a steam box of a heat exchanger of a static decay heat removal system of a containment vessel. It is an object to provide means for performing static reduction of concentration.
【００２０】[0020]
【課題を解決するための手段】上記課題を解決するため
に、本発明では、炉心を内包する原子炉圧力容器と、こ
の原子炉圧力容器を取り囲むドライウェルと、圧力抑制
プールを有する圧力抑制室と、前記ドライウェルと前記
圧力抑制プールとを連絡するベント管と、前記ドライウ
ェルと連絡する格納容器冷却系とを具備する原子炉格納
容器において、格納容器冷却系を以下のように構成する
ことを特徴とする。 （１）格納容器冷却系は、格納容器冷却系プールと、前
記ドライウェルに開口部を有する第１の配管と、この第
１の配管と接続し前記ドライウェルからの蒸気を内包す
る第１の容器と、前記第１の容器からの凝縮された蒸気
を内包する第２の容器と、前記第１の容器及び前記第２
の容器と接続する第２の配管とからなり、かつ前記第１
の容器内に水素の酸化触媒を具備する。この構成によ
り、第１の容器内に導かれる蒸気の可燃性ガス濃度を低
減する。According to the present invention, there is provided a reactor pressure vessel containing a reactor core, a drywell surrounding the reactor pressure vessel, and a suppression chamber having a suppression pool. And a vent pipe communicating between the dry well and the pressure suppression pool, and a containment cooling system communicating with the dry well, wherein the containment cooling system is configured as follows. It is characterized by. (1) The containment vessel cooling system includes a containment vessel cooling system pool, a first pipe having an opening in the dry well, and a first pipe connected to the first pipe and containing steam from the dry well. A container, a second container containing condensed vapor from the first container, the first container and the second container.
And a second pipe connected to the container of
Is provided with a hydrogen oxidation catalyst. With this configuration, the concentration of the flammable gas in the steam guided into the first container is reduced.
【００２１】（２）格納容器冷却系は、格納容器冷却系
プールと、前記ドライウェルに開口部を有する第１の配
管と、この第１の配管と接続し前記ドライウェルからの
蒸気を内包する第１の容器と、前記第１の容器からの凝
縮された蒸気を内包する第２の容器と、前記第１の容器
及び前記第２の容器と接続する第２の配管と、前記第１
の容器の上方に位置し前記第１の容器内の蒸気の一部を
取込み内包する第３の容器とからなり、かつ前記第３の
容器内に水素の酸化触媒を具備する。この構成により、
第３の容器内に導かれる蒸気の可燃性ガス濃度を低減す
る。(2) The containment vessel cooling system includes a containment vessel cooling system pool, a first pipe having an opening in the dry well, and a pipe connected to the first pipe to contain steam from the dry well. A first container, a second container containing condensed vapor from the first container, a second pipe connected to the first container and the second container,
And a third container which is located above the first container and takes in and contains a part of the vapor in the first container, and has a hydrogen oxidation catalyst in the third container. With this configuration,
The combustible gas concentration of the steam guided into the third container is reduced.
【００２２】（３）格納容器冷却系は、格納容器冷却系
プールと、前記ドライウェルに開口部を有する第１の配
管と、この第１の配管と接続し前記ドライウェルからの
蒸気を内包する第１の容器と、前記第１の容器からの凝
縮された蒸気を内包する第２の容器と、前記第１の容器
及び前記第２の容器と接続する第２の配管と、前記第１
の配管に設けられ前記ドライウェルから流入する蒸気の
一部を内包する第４の容器とからなり、かつ前記第４の
容器内に水素の酸化触媒を具備する。この構成により、
第４の容器内に導かれる蒸気の可燃性ガス濃度を低減す
る。(3) The containment vessel cooling system includes a containment vessel cooling system pool, a first pipe having an opening in the dry well, and a pipe connected to the first pipe to contain steam from the dry well. A first container, a second container containing condensed vapor from the first container, a second pipe connected to the first container and the second container,
And a fourth container which contains a part of the steam flowing from the dry well and is provided with a hydrogen oxidation catalyst in the fourth container. With this configuration,
The combustible gas concentration of the vapor introduced into the fourth container is reduced.
【００２３】（４）格納容器冷却系は、格納容器冷却系
プールと、前記ドライウェルに開口部を有する第１の配
管と、この第１の配管と接続し前記ドライウェルからの
蒸気を内包する第１の容器と、前記第１の容器からの凝
縮された蒸気を内包する第２の容器と、前記第１の容器
及び前記第２の容器と接続する第２の配管とからなり、
かつ前記第１の配管内に水素の酸化触媒を具備する。こ
の構成により、第１の配管内に導かれる蒸気の可燃性ガ
ス濃度を低減する。(4) The containment vessel cooling system has a containment vessel cooling system pool, a first pipe having an opening in the dry well, and is connected to the first pipe to contain steam from the dry well. A first container, a second container containing the condensed vapor from the first container, and a second pipe connected to the first container and the second container;
In addition, a hydrogen oxidation catalyst is provided in the first pipe. With this configuration, the flammable gas concentration of the steam guided into the first pipe is reduced.
【００２４】さらに、上記（１）から（３）の場合につ
いては、水素の酸化触媒は基盤の表面に配設されて可燃
性ガス濃度低減材を構成し、かつこの可燃性ガス濃度低
減材は間隔を置いて複数配置されるものとする。また上
記（４）の場合については、水素の酸化触媒は前記第１
の配管の内壁表面の少なくとも一部に配設されるものと
する。この構成により、蒸気が通過する際に水素の酸化
触媒に接触することで可燃性ガス濃度の低減効果を高め
ることができる。Further, in the above cases (1) to (3), the hydrogen oxidation catalyst is disposed on the surface of the base to constitute a combustible gas concentration reducing material, and the combustible gas concentration reducing material is It is assumed that a plurality are arranged at intervals. In the case of the above (4), the oxidation catalyst for hydrogen is the first catalyst.
Is disposed on at least a part of the inner wall surface of the pipe. With this configuration, the effect of reducing the concentration of combustible gas can be enhanced by contacting the hydrogen oxidation catalyst when the steam passes.
【００２５】さらに、前記ドライウェル内の前記第１の
配管の開口部を前記原子炉圧力容器の上部でかつ前記原
子炉格納容器の内壁近傍に設ける。この構成により、事
故時に特に可燃性ガスが停滞しやすい空間において効果
的に可燃性ガス濃度を低減することができる。Further, an opening of the first pipe in the dry well is provided at an upper part of the reactor pressure vessel and near an inner wall of the containment vessel. With this configuration, the combustible gas concentration can be effectively reduced particularly in a space where the combustible gas tends to stagnate during an accident.
【００２６】さらに本発明では、前記第２の容器及び前
記圧力抑制プールと連絡する第３の配管と、前記第２の
容器と連絡し前記ドライウェルからの蒸気のうち凝縮さ
れ液化したものを前記原子炉圧力容器内に戻す第４の配
管とを具備する。この構成により、非凝縮性ガスを圧力
抑制プールに送られ、また酸化触媒により凝縮された水
素は原子炉圧力容器内に繋がるＧＤＣＳプールへと送ら
れる。Further, in the present invention, a third pipe communicating with the second container and the suppression pool, and a condensed and liquefied vapor of the vapor from the dry well communicating with the second container may be used. A fourth pipe returning to the reactor pressure vessel. With this configuration, the non-condensable gas is sent to the suppression pool, and the hydrogen condensed by the oxidation catalyst is sent to the GDCS pool connected to the reactor pressure vessel.
【００２７】また本発明では、原子炉格納容器内に基板
の表面に水素の酸化触媒を配設して構成された可燃性ガ
ス濃度低減材を間隔を置いて複数束ねたものを吊下げ配
置する。あるいは、この原子炉格納容器内に蒸気出入孔
を有する第５の容器を配置し、かつこの第５の容器内に
基板の表面に水素の酸化触媒を配設して構成された可燃
性ガス濃度低減材を間隔を置いて複数束ねたものを吊下
げ配置する。この構成により、可燃性ガスを含む蒸気が
水素の酸化触媒に接触することにより蒸気中の水素の酸
化が進み、可燃性ガス濃度を低減する。Further, in the present invention, a bundle of a plurality of combustible gas concentration reducing materials, which are constituted by disposing a hydrogen oxidation catalyst on the surface of a substrate, is suspended in a reactor containment vessel. . Alternatively, a flammable gas concentration formed by arranging a fifth vessel having a vapor inlet / outlet in the reactor containment vessel and arranging a hydrogen oxidation catalyst on the surface of the substrate in the fifth vessel. A plurality of bundles of the reducing material are suspended and arranged at intervals. With this configuration, when the steam containing the combustible gas comes into contact with the hydrogen oxidation catalyst, the oxidation of the hydrogen in the steam proceeds, and the concentration of the combustible gas is reduced.
【００２８】上記各構成において、前記可燃性ガス濃度
低減材を前記可燃性ガス濃度低減材の属する空間におけ
る水平面あるいは鉛直軸に対しある角度をもって斜めに
設置する。これにより、水平面あるいは鉛直軸と平行に
設置した場合と比較して、ある空間における可燃性ガス
濃度低減材の表面の占める面積を大きくすることができ
る。In each of the above constructions, the combustible gas concentration reducing material is disposed obliquely at a certain angle with respect to a horizontal plane or a vertical axis in a space to which the combustible gas concentration reducing material belongs. Thereby, the area occupied by the surface of the combustible gas concentration reducing material in a certain space can be increased as compared with the case where the combustible gas concentration reducing material is installed parallel to the horizontal plane or the vertical axis.
【００２９】[0029]
【発明の実施の形態】以下、本発明の第１の実施形態に
ついて説明する。本実施形態は、図13に示した従来の原
子炉格納容器においてＰＣＣＳに可燃性ガス濃度を低減
する手段を具備したものである。図１は本実施形態に係
る原子炉格納容器のＰＣＣＳの部分切欠斜視図である。DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS Hereinafter, a first embodiment of the present invention will be described. In the present embodiment, the PCCS in the conventional containment vessel shown in FIG. 13 is provided with a means for reducing the flammable gas concentration. FIG. 1 is a partially cutaway perspective view of a PCCS of a containment vessel according to the present embodiment.
【００３０】本実施形態は、ＰＣＣＳの蒸気ボックス20
内に、蒸気ボックス20の上面より支持部材28により板状
の可燃性ガス濃度低減材27を吊下げ設置したものであ
る。ここで可燃性ガス濃度低減材27はその表面に水素の
酸化触媒が配設されたものである。すなわち、例えば酸
化アルミニウム（Ａｌ2Ｏ3）製の板の表面を水素の酸化
触媒である白金（Ｐｔ）またはパラジウム（Ｐｄ）によ
りコーティングしたものであり、水素の酸化反応を促進
する作用を有するものである。In this embodiment, the PCCS steam box 20 is used.
Inside, a plate-like combustible gas concentration reducing material 27 is suspended from a top surface of the steam box 20 by a support member 28. Here, the combustible gas concentration reducing material 27 has a surface on which an oxidation catalyst for hydrogen is provided. That is, for example, the surface of a plate made of aluminum oxide (Al 2 O 3 ) is coated with platinum (Pt) or palladium (Pd), which is an oxidation catalyst for hydrogen, and has an action of accelerating the oxidation reaction of hydrogen. It is.
【００３１】配管破断を伴う事故が発生した場合、ＰＣ
ＣＳ23の伝熱管21で蒸気が凝縮し、これが駆動源となっ
て蒸気導入ライン18を通じて上部ドライウェル７内の可
燃性ガスを含んだ蒸気が蒸気ボックス20内に流入する。
この蒸気のうち凝縮性ガスは伝熱管21においてＰＣＣＳ
プール23内の冷却水により凝縮されて水ボックス22に移
動し、凝縮水排出ライン17を通って圧力抑制プール８に
排出される。一方蒸気ボックス20内の蒸気のうち非凝縮
性ガスについては、水素は他の窒素等と比べて軽いため
に蒸気ボックス20内に停滞し、また水素以外の窒素等の
非凝縮性ガスは水ボックス22に移動し、非凝縮性ガス排
出ライン17を経て圧力抑制室９の圧力抑制プール８内に
排出される。When an accident involving a pipe break occurs, the PC
The steam is condensed in the heat transfer tube 21 of the CS 23, and serves as a driving source, so that the steam containing the combustible gas in the upper drywell 7 flows into the steam box 20 through the steam introduction line 18.
Condensable gas of this vapor is converted into PCCS
The water is condensed by the cooling water in the pool 23, moves to the water box 22, and is discharged to the pressure suppression pool 8 through the condensed water discharge line 17. On the other hand, with respect to the non-condensable gas in the steam in the steam box 20, the hydrogen is lighter than other nitrogen or the like, so that the hydrogen stagnates in the steam box 20. The gas moves to 22 and is discharged through the non-condensable gas discharge line 17 into the suppression pool 8 of the suppression chamber 9.
【００３２】蒸気ボックス20内に溜まった水素は可燃性
ガス濃度低減材27の表面のＰｔまたはＰｄを触媒として
蒸気中の酸素と反応して水蒸気となる。この水蒸気は水
素より重いため、伝熱管21とＰＣＣＳプール19に貯えら
れた冷却水により凝縮・液化されて水となり、水ボック
ス22と凝縮水排出ライン15を経てＧＤＣＳプール14に排
出される。こうして蒸気ボックス20内の水素濃度の低減
を図ることができる。The hydrogen accumulated in the steam box 20 reacts with oxygen in the steam using Pt or Pd on the surface of the combustible gas concentration reducing material 27 as a catalyst to form steam. Since this water vapor is heavier than hydrogen, it is condensed and liquefied by the heat transfer tube 21 and the cooling water stored in the PCCS pool 19 to become water, and is discharged to the GDCS pool 14 via the water box 22 and the condensed water discharge line 15. Thus, the hydrogen concentration in the steam box 20 can be reduced.
【００３３】よって本実施形態によれば、原子炉格納容
器３の上部ドライウェル７内の蒸気導入ライン18の端面
すなわち気体流入口に可燃性ガス濃度低減装置を設置す
る従来の方法に比べて、水素濃度のより高くなる蒸気ボ
ックス20内に可燃性ガス濃度低減材27を設けたことによ
り、より高い水素ガスの低減効果が得られる。さらに、
事故時に発生する原子炉格納容器３内の水素濃度を低減
することで、水素の燃焼に伴う格納容器への構造的影響
を大幅に緩和することができる。Therefore, according to the present embodiment, the flammable gas concentration reducing device is installed at the end face of the steam introduction line 18 in the upper dry well 7 of the containment vessel 3, that is, at the gas inlet, as compared with the conventional method. By providing the combustible gas concentration reducing material 27 in the steam box 20 having a higher hydrogen concentration, a higher hydrogen gas reduction effect can be obtained. further,
By reducing the hydrogen concentration in the reactor containment vessel 3 that occurs at the time of the accident, the structural effect on the containment vessel due to the combustion of hydrogen can be greatly reduced.
【００３４】以下本発明の第２の実施形態について説明
する。本実施形態は、図13に示した従来の原子炉格納容
器においてＰＣＣＳに可燃性ガス濃度を低減する手段を
具備したものである。図２は本実施形態に係る原子炉格
納容器のＰＣＣＳの部分切欠斜視図である。Hereinafter, a second embodiment of the present invention will be described. In the present embodiment, the PCCS in the conventional containment vessel shown in FIG. 13 is provided with a means for reducing the flammable gas concentration. FIG. 2 is a partially cutaway perspective view of the PCCS of the containment vessel according to the present embodiment.
【００３５】本実施形態は、ＰＣＣＳの蒸気ボックス20
に可燃性ガスライン30を介して新たに可燃性ガス反応ボ
ックス29を設けたものである。可燃性ガスである水素は
軽いため、蒸気ボックス20の上方に可燃性ガスライン30
及び可燃性ガス反応ボックス29を設けることが望まし
い。この可燃性ガス反応ボックス29内に、ボックス29の
上面より支持部材28により板状の可燃性ガス濃度低減材
27を吊下げ設置する。この可燃性ガス濃度低減材27は上
記第１の実施形態において説明したものと同様の構造を
有する。In this embodiment, the PCCS steam box 20 is used.
A combustible gas reaction box 29 is newly provided via a combustible gas line 30. Since the flammable gas hydrogen is light, the flammable gas line 30
It is desirable to provide a combustible gas reaction box 29. Inside the combustible gas reaction box 29, a plate-like combustible gas concentration reducing material is supported by the support member 28 from the upper surface of the box 29.
Hanging 27 is installed. The combustible gas concentration reducing material 27 has the same structure as that described in the first embodiment.
【００３６】本実施形態によれば、配管破断を伴う事故
が発生した場合、蒸気ボックス20内に流入する蒸気のう
ち凝縮性ガスは伝熱管21においてＰＣＣＳプール23内の
冷却水により凝縮されて水ボックス22に移動し、凝縮水
排出ライン17を通って圧力抑制プール８に排出される。
一方蒸気ボックス20内の蒸気のうち非凝縮性ガスについ
ては、水素は他の窒素等と比べて軽いために可燃性ガス
ライン30を経て可燃性ガス反応ボックス29内に移動し、
また水素以外の窒素等の非凝縮性ガスは水ボックス22に
移動し、非凝縮性ガス排出ライン17を経て圧力抑制室９
の圧力抑制プール８内に排出される。According to the present embodiment, when an accident involving a pipe break occurs, the condensable gas out of the steam flowing into the steam box 20 is condensed by the cooling water in the PCCS pool 23 in the heat transfer pipe 21 and the water is condensed. It moves to the box 22 and is discharged to the suppression pool 8 through the condensed water discharge line 17.
On the other hand, as for the non-condensable gas in the steam in the steam box 20, since hydrogen is lighter than other nitrogen and the like, it moves through the combustible gas line 30 into the combustible gas reaction box 29,
Further, non-condensable gas such as nitrogen other than hydrogen moves to the water box 22 and passes through the non-condensable gas discharge line 17 to the pressure suppression chamber 9.
Is discharged into the pressure suppression pool 8.
【００３７】可燃性ガス反応ボックス20内に溜まった水
素は可燃性ガス濃度低減材27の表面のＰｔまたはＰｄを
触媒として蒸気中の酸素と反応して水蒸気となる。この
水蒸気は水素より重いため、可燃性ガスライン30を介し
て下降しまた伝熱管21とＰＣＣＳプール19に貯えられた
冷却水により凝縮・液化されて水となり、水ボックス22
と凝縮水排出ライン15を経てＧＤＣＳプール14に排出さ
れる。こうして蒸気ボックス20内の水素濃度の低減を図
ることができる。Hydrogen accumulated in the combustible gas reaction box 20 reacts with oxygen in the steam using Pt or Pd on the surface of the combustible gas concentration reducing material 27 as a catalyst to form steam. Since this water vapor is heavier than hydrogen, it descends through the flammable gas line 30 and is condensed and liquefied by the heat transfer tube 21 and the cooling water stored in the PCCS pool 19 to become water.
Is discharged to the GDCS pool 14 through the condensed water discharge line 15. Thus, the hydrogen concentration in the steam box 20 can be reduced.
【００３８】よって本実施形態によれば、上記第１の実
施形態と同様の効果を得ることができる。以下本発明の
第３の実施形態について説明する。本実施形態は、図13
に示した従来の原子炉格納容器に可燃性ガス濃度を低減
する装置を天井から吊下げ設置するものである。図３は
本実施形態に係る原子炉格納容器の可燃性ガス濃度低減
装置の正面図である。なお図中矢印は可燃性ガスを含む
蒸気の流れを示したものである。Therefore, according to the present embodiment, the same effects as those of the first embodiment can be obtained. Hereinafter, a third embodiment of the present invention will be described. In the present embodiment, FIG.
In the conventional reactor containment vessel shown in (1), a device for reducing the concentration of flammable gas is suspended from the ceiling and installed. FIG. 3 is a front view of the flammable gas concentration reducing device for a containment vessel according to the present embodiment. The arrows in the figure indicate the flow of steam containing combustible gas.
【００３９】本実施形態に係る可燃性ガス濃度低減装置
は、例えば酸化アルミニウム（Ａｌ2Ｏ3）製の板の表面
をＰｔまたはＰｄによりコーティングしてなる可燃性ガ
ス濃度低減材27を、軸受31を介して適当な間隔を置いて
複数枚にわたって天井34からワイヤー32により吊り下げ
たものである。この各可燃性ガス濃度低減材27の表面は
水平面に対してある角度をもって斜めに設置する。また
最下段の低減材27の軸受31の下方には支持部材33を設け
る。The flammable gas concentration reducing apparatus according to the present embodiment includes a flammable gas concentration reducing material 27 obtained by coating the surface of a plate made of, for example, aluminum oxide (Al 2 O 3 ) with Pt or Pd. Are suspended from the ceiling 34 by wires 32 over a plurality of sheets at appropriate intervals. The surface of each combustible gas concentration reducing material 27 is installed obliquely at a certain angle with respect to the horizontal plane. A support member 33 is provided below the bearing 31 of the lowermost reduction member 27.
【００４０】ここで、可燃性ガス濃度低減材27が水平面
となす角度が課題となれば、蒸気の流れを阻害すること
も考えられる。よってこの角度は蒸気の流れを阻害しな
い好適な角度に設定することとする。Here, if the angle of the combustible gas concentration reducing material 27 with respect to the horizontal plane is a problem, the flow of steam may be obstructed. Therefore, this angle is set to a suitable angle that does not hinder the steam flow.
【００４１】この可燃性ガス濃度低減装置の設置場所に
ついては、例えば、図13に示した原子炉格納容器におけ
る上部ドライウェル７や下部ドライウェル16あるいは圧
力抑制室９の気相部の天井に吊下げ設置する。また、上
部ドライウェル７及び下部ドライウェル16内の下部領域
で、可燃性ガスの発生源と予想される領域もしくは事故
時に可燃性ガスの停滞が予想される領域の天井に設置す
るのも効果的である。The location of the flammable gas concentration reducing device is, for example, suspended on the upper dry well 7 or lower dry well 16 in the containment vessel shown in FIG. Lower it. Further, it is also effective to install on the ceiling of the lower dry well 7 and the lower dry well 16 in a region where a flammable gas is expected to be generated or where a flammable gas is expected to stagnate in an accident. It is.
【００４２】図中矢印で示されるように、可燃性ガスを
含む蒸気が天井部付近をほぼ水平に流れてきたとき、可
燃性ガス濃度低減材27の間隙を通過する際に、触媒Ｐｄ
またはＰｔの効果により、蒸気中の水素が酸素と反応し
水蒸気となる。これにより可燃性ガスの濃度を低減させ
ることができる。As shown by the arrow in the figure, when the vapor containing the flammable gas flows substantially horizontally near the ceiling, and passes through the gap of the flammable gas concentration reducing material 27, the catalyst Pd
Alternatively, due to the effect of Pt, hydrogen in the steam reacts with oxygen to form steam. Thereby, the concentration of the combustible gas can be reduced.
【００４３】また可燃性ガス濃度低減材27を水平面に対
しある角度をもって斜めに設置したことにより、水平面
と平行に設置した場合と比較して、ある空間内での可燃
性ガス濃度低減材27の表面の占める面積を大きくするこ
とができる。すなわち、装置の大きさに比して、この低
減材27の間隙を通過する蒸気中の水素ガスを低減材27に
接触させ酸化する効率を高めることができる。Further, since the combustible gas concentration reducing material 27 is installed obliquely at a certain angle with respect to the horizontal plane, compared with the case where the combustible gas concentration reducing material 27 is installed in parallel with the horizontal plane, the combustible gas concentration reducing material 27 in a certain space is reduced. The area occupied by the surface can be increased. That is, as compared with the size of the apparatus, the efficiency of oxidizing the hydrogen gas in the steam passing through the gap of the reducing material 27 by contacting the reducing gas 27 can be increased.
【００４４】以下本発明の第４の実施形態について説明
する。本実施形態は、図３に示した第３の実施形態に係
る可燃性ガス濃度低減装置を箱状の容器に収納したもの
である。図４は本実施形態に係る原子炉格納容器の可燃
性ガス濃度低減装置の正面図、図５（ａ）は図４のＡ−
Ａ矢視方向側面図、図５（ｂ）は図４のＢ−Ｂ矢視方向
側面図である。なお、図４においては収納容器35の内部
構造物も実線で示してある。また図中矢印は可燃性ガス
を含む蒸気の流れを示したものである。Hereinafter, a fourth embodiment of the present invention will be described. In the present embodiment, the combustible gas concentration reducing device according to the third embodiment shown in FIG. 3 is housed in a box-shaped container. FIG. 4 is a front view of the flammable gas concentration reducing device for a containment vessel according to the present embodiment, and FIG.
FIG. 5B is a side view in the direction of arrow BB in FIG. 4. In FIG. 4, the internal structure of the storage container 35 is also indicated by a solid line. Arrows in the drawing indicate the flow of steam containing combustible gas.
【００４５】本実施形態に係る可燃性ガス濃度低減装置
は、箱状の容器35内に可燃性ガス濃度低減材27を、軸受
31を介して適当な間隔を置いて複数枚にわたって容器35
の天井面からワイヤー32により吊り下げたものである。
この各可燃性ガス濃度低減材27の表面は容器35の天井面
に対してある角度をもって斜めに設置する。天井面とな
す角度は、第３の実施形態と同様に蒸気の流れを阻害し
ない好適な角度に設定する。The flammable gas concentration reducing device according to the present embodiment includes a flammable gas concentration reducing material 27 in a box-shaped container 35 and a bearing.
31 containers at appropriate intervals through 31
Is suspended from the ceiling surface by a wire 32.
The surface of each combustible gas concentration reducing material 27 is installed at an angle to the ceiling surface of the container 35 at an angle. The angle formed with the ceiling surface is set to a suitable angle that does not hinder the flow of steam, as in the third embodiment.
【００４６】さらに、図５に示すように容器35の側面に
はガス取入口36及びガス排出口37として孔を設ける。こ
の孔は水平面に対し斜めに設置された低減材27の間隙に
対応して設けることとする。Further, as shown in FIG. 5, holes are provided in the side surface of the container 35 as a gas inlet 36 and a gas outlet 37. This hole is provided corresponding to the gap of the reducing material 27 installed obliquely to the horizontal plane.
【００４７】この可燃性ガス濃度低減装置の設置場所に
ついては、第３の実施形態と同様に天井に吊下げ設置す
ることに加えて、例えば上部ドライウェル７及び下部ド
ライウェル16内の下部領域で、可燃性ガスの発生源と予
想される領域もしくは事故時に可燃性ガスの停滞が予想
される領域に設置することも考えられる。The flammable gas concentration reducing device is installed at a lower area in the upper dry well 7 and the lower dry well 16 in addition to being suspended from the ceiling as in the third embodiment. It is also conceivable to install in an area where a flammable gas is expected to be generated or an area where flammable gas is expected to stagnate during an accident.
【００４８】図中矢印で示されるように、可燃性ガスを
含む蒸気が天井部付近をほぼ水平に流れてきたとき、可
燃性ガス濃度低減材27の間隙を通過する際に、触媒Ｐｄ
またはＰｔの効果により、蒸気中の水素が酸素と反応し
水蒸気となる。これにより可燃性ガスの濃度を低減させ
ることができる。As shown by the arrow in the figure, when the vapor containing the flammable gas flows almost horizontally near the ceiling, when passing through the gap of the flammable gas concentration reducing material 27, the catalyst Pd
Alternatively, due to the effect of Pt, hydrogen in the steam reacts with oxygen to form steam. Thereby, the concentration of the combustible gas can be reduced.
【００４９】また可燃性ガス濃度低減材27を容器35の天
井面に対しある角度をもって斜めに設置したことによ
り、天井面と平行に設置した場合と比較して、ある空間
内での可燃性ガス濃度低減材27の表面の占める面積を大
きくすることができる。すなわち、容器35の大きさに比
して、この低減材27の間隙を通過する蒸気中の水素ガス
を低減材27により接触させ酸化する効率を高めることが
できる。さらに、収納容器35を設けたことにより、低減
材27の表面の汚れや塵の付着を防止することができる。Further, since the flammable gas concentration reducing material 27 is installed obliquely at a certain angle to the ceiling surface of the container 35, the flammable gas concentration in a certain space is reduced as compared with the case where the flammable gas concentration reducing material 27 is installed parallel to the ceiling surface. The area occupied by the surface of the concentration reducing material 27 can be increased. That is, as compared with the size of the container 35, the efficiency of oxidizing the hydrogen gas in the steam passing through the gap of the reducing material 27 by bringing the hydrogen gas into contact with the reducing material 27 can be increased. Further, by providing the storage container 35, it is possible to prevent dirt and dust from adhering to the surface of the reducing material 27.
【００５０】また本実施形態の変形例として、ガス取入
口36及びガス排出口37を収納容器35の側面以外の場所に
設けることも考えられる。図６はそうした変形例の一つ
である可燃性ガス濃度低減装置の斜視図であり、ガス取
入口36及びガス排出口37を収納容器35の正面に設置した
ものである。As a modified example of this embodiment, it is conceivable to provide the gas inlet 36 and the gas outlet 37 at a place other than the side surface of the storage container 35. FIG. 6 is a perspective view of a flammable gas concentration reducing device which is one of such modifications, in which a gas inlet 36 and a gas outlet 37 are installed in front of a storage container 35.
【００５１】以下本発明の第５の実施形態について説明
する。本実施形態は、図13に示した従来の原子炉格納容
器に可燃性ガス濃度を低減する装置を天井から吊下げ設
置するものである。図７は本実施形態に係る原子炉格納
容器の可燃性ガス濃度低減装置の正面図である。なお図
中矢印は可燃性ガスを含む蒸気の流れを示したものであ
る。Hereinafter, a fifth embodiment of the present invention will be described. In the present embodiment, an apparatus for reducing the concentration of combustible gas is suspended from the ceiling in the conventional reactor containment vessel shown in FIG. FIG. 7 is a front view of the flammable gas concentration reducing device for a containment vessel according to the present embodiment. The arrows in the figure indicate the flow of steam containing combustible gas.
【００５２】本実施形態に係る可燃性ガス濃度低減装置
は、例えば酸化アルミニウム（Ａｌ2Ｏ3）製の板の表面
をＰｔまたはＰｄによりコーティングしてなる可燃性ガ
ス濃度低減材27を、軸受31を介して適当な間隔を置いて
複数枚にわたって２つのガイド39ａ，39ｂにより固定
し、ガイド39ａを天井34からワイヤー38により吊り下げ
たものである。この各可燃性ガス濃度低減材27の表面は
鉛直軸に対してある角度をもって斜めに設置する。鉛直
軸となす角度は、第３の実施形態と同様に蒸気の流れを
阻害しない好適な角度に設定する。The flammable gas concentration reducing device according to the present embodiment comprises a flammable gas concentration reducing material 27 obtained by coating the surface of a plate made of, for example, aluminum oxide (Al 2 O 3 ) with Pt or Pd. A plurality of guides 39a, 39b are fixed over a plurality of sheets at appropriate intervals through the guides, and the guides 39a are suspended from the ceiling 34 by wires 38. The surface of each combustible gas concentration reducing material 27 is installed obliquely at a certain angle with respect to the vertical axis. The angle between the vertical axis and the vertical axis is set to a suitable angle that does not hinder the steam flow, as in the third embodiment.
【００５３】この可燃性ガス濃度低減装置の設置場所に
ついては、例えば、図13に示した原子炉格納容器におけ
る上部ドライウェル７や下部ドライウェル16あるいは圧
力抑制室９の気相部の天井に吊下げ設置する。また、上
部ドライウェル７及び下部ドライウェル16内の下部領域
で、可燃性ガスの発生源と予想される領域もしくは事故
時に可燃性ガスの停滞が予想される領域の天井に設置す
るのも効果的である。For example, the flammable gas concentration reducing device is installed on the upper dry well 7 or the lower dry well 16 in the containment vessel shown in FIG. Lower it. Further, it is also effective to install on the ceiling of the lower dry well 7 and the lower dry well 16 in a region where a flammable gas is expected to be generated or where a flammable gas is expected to stagnate in an accident. It is.
【００５４】図中矢印で示されるように、可燃性ガスを
含む蒸気が天井部付近を上昇するとき、可燃性ガス濃度
低減材27の間隙を通過する際に、触媒ＰｄまたはＰｔの
効果により、蒸気中の水素が酸素と反応し水蒸気とな
る。これにより可燃性ガスの濃度を低減させることがで
きる。As shown by the arrow in the figure, when the vapor containing the combustible gas rises near the ceiling and passes through the gap of the combustible gas concentration reducing material 27, the effect of the catalyst Pd or Pt causes Hydrogen in the steam reacts with oxygen to form steam. Thereby, the concentration of the combustible gas can be reduced.
【００５５】また可燃性ガス濃度低減材27を鉛直軸に対
しある角度をもって斜めに設置したことにより、鉛直軸
と平行に設置した場合と比較して、ある空間内での可燃
性ガス濃度低減材27の表面の占める面積を大きくするこ
とができる。すなわち、装置の大きさに比して、この低
減材27の間隙を通過する蒸気中の水素ガスを低減材27に
より接触させ酸化する効率を高めることができる。Further, since the flammable gas concentration reducing material 27 is installed obliquely at a certain angle with respect to the vertical axis, compared with the case where the flammable gas concentration reducing material 27 is installed parallel to the vertical axis, the flammable gas concentration reducing material in a certain space is provided. The area occupied by the surface of 27 can be increased. That is, as compared with the size of the apparatus, the efficiency of oxidizing the hydrogen gas in the steam passing through the gap of the reducing material 27 by contacting the reducing gas with the reducing material 27 can be increased.
【００５６】以下本発明の第６の実施形態について説明
する。本実施形態は、図13に示した従来の原子炉格納容
器の上部ドライウェル７からＰＣＣＳ23に蒸気を送り込
む蒸気導入ライン18に可燃性ガス濃度を低減する手段を
設けたものである。図８は本実施形態に係る原子炉格納
容器のＰＣＣＳの部分切欠断面図、図９はこのＰＣＣＳ
の蒸気導入ライン18の配管40を切断して示した斜視図で
ある。Hereinafter, a sixth embodiment of the present invention will be described. In this embodiment, a means for reducing the concentration of combustible gas is provided in a steam introduction line 18 for feeding steam from the upper dry well 7 of the conventional containment vessel shown in FIG. 13 to the PCCS 23. FIG. 8 is a partially cutaway sectional view of the PCCS of the containment vessel according to the present embodiment, and FIG.
FIG. 2 is a perspective view showing a cut-away pipe 40 of the steam introduction line 18.
【００５７】ほぼ鉛直に立設される蒸気導入ライン18ａ
の配管の内壁に、例えば酸化アルミニウム（Ａｌ2Ｏ3）
を中間層として、ＰｔまたはＰｄ製の複数の板を内壁表
面に内張りし、配管断面が多角形状となるよう配置す
る。あるいはＰｔまたはＰｄを蒸気導入ラインの配管内
壁表面にコーティングして配管断面が円筒状となるよう
配置してもよい。さらにこの蒸気導入ライン18ａの蒸気
流下流側とＰＤＣＳ23の蒸気ボックス20とを接続する。The steam introduction line 18a which is set up almost vertically
For example, aluminum oxide (Al 2 O 3 )
Is used as an intermediate layer, a plurality of plates made of Pt or Pd are lined on the inner wall surface, and are arranged so that the cross section of the pipe becomes polygonal. Alternatively, Pt or Pd may be coated on the inner wall surface of the pipe of the steam introduction line and arranged so that the cross section of the pipe becomes cylindrical. Further, the downstream side of the steam flow of the steam introduction line 18a is connected to the steam box 20 of the PDCS 23.
【００５８】事故時に上部ドライウェル７内に発生した
可燃性ガスを含む蒸気が、蒸気導入ライン18ａ，18ｂを
介してＰＣＣＳ23の蒸気ボックス20に流入する際、蒸気
導入ライン18ａの配管内壁表面のＰｔまたはＰｄを触媒
として蒸気中の酸素と反応して水蒸気となる。この水蒸
気は水素より重いため、伝熱管21とＰＣＣＳプール19に
貯えられた冷却水により凝縮・液化されて水となり、水
ボックス22と凝縮水排出ライン15を経てＧＤＣＳプール
14に排出される。一方、蒸気導入ライン18ａにおいて
は、可燃性ガスの反応熱が駆動源となってガスが上部に
流れ出すことにより、蒸気導入ライン18ａ内に新たに可
燃性ガスを含む蒸気が流入する。これにより、上部ドラ
イウェル７内における蒸気導入ライン18ａの端面すなわ
ち気体流入口に可燃性ガス濃度低減装置を設置する従来
の方法に比べて、効率的に可燃性ガス濃度を低減するこ
とができる。When the steam containing the flammable gas generated in the upper drywell 7 at the time of the accident flows into the steam box 20 of the PCCS 23 via the steam introduction lines 18a and 18b, the Pt on the pipe inner wall surface of the steam introduction line 18a Alternatively, Pd is used as a catalyst to react with oxygen in steam to form steam. Since this water vapor is heavier than hydrogen, it is condensed and liquefied by the heat transfer tube 21 and the cooling water stored in the PCCS pool 19 to become water, and passes through the water box 22 and the condensed water discharge line 15 to the GDCS pool.
Discharged to 14. On the other hand, in the steam introduction line 18a, the reaction heat of the flammable gas serves as a driving source, and the gas flows upward, so that steam containing the flammable gas newly flows into the steam introduction line 18a. Thereby, the flammable gas concentration can be reduced more efficiently than the conventional method in which the flammable gas concentration reducing device is installed at the end face of the steam introduction line 18a in the upper dry well 7, that is, at the gas inlet.
【００５９】なお、配管の内壁にＰｄまたはＰｔをコー
ティングするという手法は、上述の蒸気導入ライン18ａ
に限定されるものではなく、そのほか原子炉格納容器を
構成する配管でかつ事故時に高濃度の可燃性ガスが通過
すると想定されるラインに適用することにより、当該ラ
インにおける可燃性ガス濃度を低減することができる。The method of coating the inner wall of the pipe with Pd or Pt is based on the above-described steam introduction line 18a.
The present invention is not limited to this, but it is also applicable to piping that constitutes a reactor containment vessel and to a line where high-concentration flammable gas is assumed to pass at the time of an accident, thereby reducing the flammable gas concentration in the line. be able to.
【００６０】以下本発明の第７の実施形態について説明
する。本実施形態は、図２に示した第２の実施形態に係
る原子炉格納容器のＰＣＣＳ23の可燃性ガス反応ボック
ス29内に設けられる可燃性ガス濃度を低減する手段とし
て、図７に示した第５の実施形態に係る可燃性ガス濃度
低減装置を用いたものである。図９は本実施形態に係る
原子炉格納容器のＰＣＣＳの部分切欠斜視図である。Hereinafter, a seventh embodiment of the present invention will be described. This embodiment is a means for reducing the concentration of flammable gas provided in the flammable gas reaction box 29 of the PCCS 23 of the reactor containment vessel according to the second embodiment shown in FIG. The fifth embodiment uses a flammable gas concentration reducing device according to the fifth embodiment. FIG. 9 is a partially cutaway perspective view of the PCCS of the containment vessel according to the present embodiment.
【００６１】すなわち本実施形態は、ＰＣＣＳ23の蒸気
ボックス20の上方に設けられた可燃性ガスライン30及び
可燃性ガス反応ボックス29内に、例えば酸化アルミニウ
ム（Ａｌ2Ｏ3）製の板の表面をＰｔまたはＰｄによりコ
ーティングしてなる可燃性ガス濃度低減材27を、軸受31
を介して適当な間隔を置いて複数枚にわたって２つのガ
イド39ａ，39ｂにより固定し、ガイド39ａを可燃性ガス
反応ボックス29の内壁上面からワイヤー38により吊り下
げて設置したものである。この各可燃性ガス濃度低減材
27の表面は鉛直軸に対してある角度をもって斜めに設置
する。That is, in this embodiment, the surface of a plate made of, for example, aluminum oxide (Al 2 O 3 ) is placed in a combustible gas line 30 and a combustible gas reaction box 29 provided above the steam box 20 of the PCCS 23. A flammable gas concentration reducing material 27 coated with Pt or Pd is
A plurality of guides 39a and 39b are fixed to a plurality of guides at appropriate intervals via a wire, and the guides 39a are suspended from the upper surface of the inner wall of the combustible gas reaction box 29 by wires 38 and installed. Each combustible gas concentration reducing material
The surface of 27 is installed at an angle to the vertical axis at an angle.
【００６２】これにより、上記第２の実施形態と同様の
作用効果が得られる。すなわち、蒸気ボックス20の上方
の限られた空間において可燃性ガス濃度を効果的に低減
することができる。As a result, the same functions and effects as those of the second embodiment can be obtained. That is, the combustible gas concentration can be effectively reduced in a limited space above the steam box 20.
【００６３】以下本発明の第８の実施形態について説明
する。本実施形態は、図２に示した第２の実施形態に係
る原子炉格納容器のＰＣＣＳ23の可燃性ガス反応ボック
ス29の配置位置を変更し、かつこの反応ボックス29内に
設けられる可燃性ガス濃度を低減する手段として、図４
及び図５に示した第４の実施形態に係る可燃性ガス濃度
低減装置を用いたものである。図10は本実施形態に係る
原子炉格納容器のＰＣＣＳの部分切欠斜視図である。Hereinafter, an eighth embodiment of the present invention will be described. In this embodiment, the position of the flammable gas reaction box 29 of the PCCS 23 of the reactor containment vessel according to the second embodiment shown in FIG. 2 is changed, and the flammable gas concentration provided in the reaction box 29 is changed. As a means for reducing noise, FIG.
And a flammable gas concentration reducing device according to a fourth embodiment shown in FIG. FIG. 10 is a partially cutaway perspective view of the PCCS of the containment vessel according to the present embodiment.
【００６４】すなわち、原子炉格納容器のＰＣＣＳ23内
の蒸気導入ライン18ａの上方に可燃性ガス反応ボックス
29を接続配置し、この反応ボックス29と蒸気ボックス20
とを蒸気導入ライン18ｂにより連絡させる。さらにこの
可燃性ガス反応ボックス29内に、例えば酸化アルミニウ
ム（Ａｌ2Ｏ3）製の板の表面をＰｔまたはＰｄによりコ
ーティングしてなる可燃性ガス濃度低減材27を、軸受31
を介して適当な間隔を置いて複数枚にわたって可燃性ガ
ス反応ボックス29の内壁上面からワイヤー32により吊り
下げて設置したものである。この各可燃性ガス濃度低減
材27の表面は水平面に対してある角度をもって斜めに設
置する。That is, a combustible gas reaction box is provided above the steam introduction line 18a in the PCCS 23 of the containment vessel.
Connect and arrange 29, this reaction box 29 and steam box 20
Are communicated by the steam introduction line 18b. Further, in the flammable gas reaction box 29, a flammable gas concentration reducing material 27 obtained by coating the surface of a plate made of, for example, aluminum oxide (Al 2 O 3 ) with Pt or Pd is placed in a bearing 31.
A plurality of the combustible gas reaction boxes 29 are suspended from the upper surface of the inner wall of the combustible gas reaction box 29 by wires 32 at appropriate intervals. The surface of each combustible gas concentration reducing material 27 is installed obliquely at a certain angle with respect to the horizontal plane.
【００６５】これにより、上記第２の実施形態と同様の
作用効果が得られると同時に、蒸気ボックス20内に過剰
な量の水素が流入し停滞することを防止することができ
る。以下本発明の第９の実施形態について説明する。本
実施形態は、図８に示した第６の実施形態において、Ｐ
ＣＣＳの蒸気導入ラインの構造を変更したものである。
図12は本実施形態に係る原子炉格納容器の概略系統断面
図である。As a result, the same operation and effect as those of the second embodiment can be obtained, and at the same time, it is possible to prevent an excessive amount of hydrogen from flowing into the steam box 20 and stagnating. Hereinafter, a ninth embodiment of the present invention will be described. This embodiment is different from the sixth embodiment shown in FIG.
This is a modification of the structure of the CCS steam introduction line.
FIG. 12 is a schematic system sectional view of the containment vessel according to the present embodiment.
【００６６】図８のＰＣＣＳ23の蒸気導入ライン18ａに
は可燃性ガス濃度を低減するための手段として配管内壁
にＰｔまたはＰｄをコーティングしてある。この蒸気導
入ライン18ａの蒸気吸入側に配管40を接続する。この配
管40は、原子炉格納容器３上部の上部ドライウェルヘッ
ド25の中心の直下に開口部41を有する。In the vapor introduction line 18a of the PCCS 23 shown in FIG. 8, the inner wall of the pipe is coated with Pt or Pd as a means for reducing the concentration of combustible gas. A pipe 40 is connected to the steam suction side of the steam introduction line 18a. The pipe 40 has an opening 41 just below the center of the upper drywell head 25 above the reactor containment vessel 3.
【００６７】事故時に発生する可燃性ガスのなかでも、
特に水素は比重が小さいので、水素ガスは原子炉格納容
器３内の原子炉圧力容器２の上部、すなわち図中符号42
で示した上部ドライウェルヘッド25の内壁近傍の空間に
停滞しやすい。本実施形態では、こうした水素ガス濃度
が高くなる空間に蒸気取入口41を配置することにより、
ＰＣＣＳ23の伝熱管21の蒸気凝縮作用を利用して、水素
ガスを効率よくＰＣＣＳ23内に送り込むことができる。Among the combustible gases generated during an accident,
In particular, since hydrogen has a low specific gravity, hydrogen gas is supplied to the upper part of the reactor pressure vessel 2 in the reactor containment vessel 3, that is, reference numeral 42 in FIG.
Easily stagnates in the space near the inner wall of the upper drywell head 25 indicated by. In the present embodiment, by disposing the steam intake 41 in a space where the hydrogen gas concentration becomes high,
Hydrogen gas can be efficiently fed into the PCCS 23 by utilizing the vapor condensation effect of the heat transfer tube 21 of the PCCS 23.
【００６８】よって本実施形態は、上記第６の実施形態
と同様の作用効果を有するとともに、特に水素ガスが停
滞しやすい領域において可燃性ガス濃度の低減を効果的
に進めることができる。Therefore, this embodiment has the same function and effect as the sixth embodiment, and can effectively reduce the concentration of combustible gas particularly in a region where hydrogen gas tends to stagnate.
【００６９】なお、本実施形態は上記第６の実施形態に
おける蒸気導入ライン18ａに配管40を設けたものである
が、この他の上述の各実施形態に対しても同様に配管40
を設ける構成が考えられる。これにより、特に水素ガス
が停滞しやすい領域において可燃性ガス濃度の低減を効
果的に進めることができる。In this embodiment, the pipe 40 is provided in the steam introduction line 18a in the sixth embodiment, but the pipe 40 is similarly provided in each of the other embodiments described above.
Is conceivable. Thereby, the reduction of the combustible gas concentration can be effectively promoted particularly in a region where the hydrogen gas tends to stagnate.
【００７０】[0070]
【発明の効果】以上説明したように本実施形態によれ
ば、事故時に発生する原子炉格納容器内の可燃性ガス濃
度を静的にかつ連続して低減することができるととも
に、ＰＣＣＳの非凝縮性ガスの濃度が低減され除熱が促
進されるから、水素燃焼に伴う原子炉格納容器への構造
的影響を大幅に緩和することができる。As described above, according to the present embodiment, the concentration of flammable gas in the reactor containment vessel generated at the time of an accident can be statically and continuously reduced, and the non-condensation of PCCS can be achieved. Since the concentration of the reactive gas is reduced and the heat removal is promoted, the structural influence on the reactor containment vessel due to the hydrogen combustion can be greatly reduced.
【図１】本発明の第１の実施形態に係る原子炉格納容器
のＰＣＣＳの部分切欠斜視図である。FIG. 1 is a partially cutaway perspective view of a PCCS of a containment vessel according to a first embodiment of the present invention.
【図２】本発明の第２の実施形態に係る原子炉格納容器
のＰＣＣＳの部分切欠斜視図である。FIG. 2 is a partially cutaway perspective view of a PCCS of a containment vessel according to a second embodiment of the present invention.
【図３】本発明の第３の実施形態に係る原子炉格納容器
の可燃性ガス濃度低減装置の正面図である。FIG. 3 is a front view of a combustible gas concentration reducing device for a containment vessel according to a third embodiment of the present invention.
【図４】本発明の第４の実施形態に係る原子炉格納容器
の可燃性ガス濃度低減装置の正面図である。FIG. 4 is a front view of a combustible gas concentration reducing device for a containment vessel according to a fourth embodiment of the present invention.
【図５】（ａ）は図４に示した可燃性ガス濃度低減装置
のＡ−Ａ矢視方向断面図、（ｂ）は同装置のＢ−Ｂ矢視
方向断面図である。5A is a cross-sectional view of the combustible gas concentration reducing device shown in FIG. 4 in the direction of arrows AA, and FIG. 5B is a cross-sectional view of the same device as viewed in the direction of arrows BB.
【図６】本発明の第４の実施形態の変形例に係る原子炉
格納容器の可燃性ガス濃度低減装置の斜視図である。FIG. 6 is a perspective view of a flammable gas concentration reducing device for a containment vessel according to a modification of the fourth embodiment of the present invention.
【図７】本発明の第５の実施形態に係る原子炉格納容器
の可燃性ガス濃度低減装置の正面図である。FIG. 7 is a front view of a flammable gas concentration reducing device for a containment vessel according to a fifth embodiment of the present invention.
【図８】本発明の第６の実施形態に係る原子炉格納容器
のＰＣＣＳの部分切欠斜視図である。FIG. 8 is a partially cutaway perspective view of a PCCS of a containment vessel according to a sixth embodiment of the present invention.
【図９】本発明の第６の実施形態に係る原子炉格納容器
のＰＣＣＳの蒸気導入ラインの配管の斜視図である。FIG. 9 is a perspective view of a piping of a PCCS steam introduction line of a containment vessel according to a sixth embodiment of the present invention.
【図１０】本発明の第７の実施形態に係る原子炉格納容
器のＰＣＣＳの部分切欠斜視図である。FIG. 10 is a partially cutaway perspective view of a PCCS of a containment vessel according to a seventh embodiment of the present invention.
【図１１】本発明の第８の実施形態に係る原子炉格納容
器のＰＣＣＳの部分切欠斜視図である。FIG. 11 is a partially cutaway perspective view of a PCCS of a containment vessel according to an eighth embodiment of the present invention.
【図１２】本発明の第６の実施形態に係る原子炉格納容
器の概略系統断面図である。FIG. 12 is a schematic system sectional view of a containment vessel according to a sixth embodiment of the present invention.
【図１３】従来の原子炉格納容器の概略系統断面図であ
る。FIG. 13 is a schematic sectional view of a conventional reactor containment vessel.
１ 炉心 ２ 原子炉圧力容器 ３ 原子炉格納容器 ４ 給水管 ５ 主蒸気管 ６ａ，６ｂ 隔離弁 ７ 上部ドライウェル ８ 圧力抑制室 ９ 圧力抑制プール 10 ベント管水中開口部 11 ベント管 12 逆止弁 13 ＧＤＣＳ（重力落下式ＥＣＣＳ）ライン 14 ＧＤＣＳプール 15 凝縮水排出ライン 16 上部ドライウェル 17 非凝縮性ガス排出ライン 18，18ａ，18ｂ 蒸気導入ライン 19 ＰＣＣＳ（静的格納容器冷却系）プール 20 蒸気ボックス 21 伝熱管 22 水ボックス 23 ＰＣＣＳ 24 蒸気開放ライン 25 上部ドライウェルヘッド 26 減圧弁 27 可燃性ガス濃度低減材 28，33 支持部材 29 可燃性ガス反応ボックス 30 可燃性ガスライン 31 軸受 32，38 ワイヤー 34 天井 35 容器 36 ガス取入口 37 ガス排出口 39ａ，39ｂ ガイド 40 配管 41 蒸気取入口 DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 Reactor core 2 Reactor pressure vessel 3 Reactor containment vessel 4 Water supply pipe 5 Main steam pipe 6a, 6b Isolation valve 7 Upper dry well 8 Suppression chamber 9 Suppression pool 10 Vent pipe underwater opening 11 Vent pipe 12 Check valve 13 GDCS (gravity fall type ECCS) line 14 GDCS pool 15 Condensate discharge line 16 Upper dry well 17 Non-condensable gas discharge line 18, 18a, 18b Steam introduction line 19 PCCS (static containment cooling system) pool 20 Steam box 21 Heat transfer tube 22 Water box 23 PCCS 24 Steam release line 25 Upper drywell head 26 Pressure reducing valve 27 Flammable gas concentration reducing material 28,33 Support member 29 Flammable gas reaction box 30 Flammable gas line 31 Bearing 32,38 Wire 34 Ceiling 35 Vessel 36 Gas inlet 37 Gas outlet 39a, 39b Guide 40 Piping 41 Steam inlet
Claims (12)
原子炉圧力容器を取り囲むドライウェルと、圧力抑制プ
ールを有する圧力抑制室と、前記ドライウェルと前記圧
力抑制プールとを連絡するベント管と、前記ドライウェ
ルと連絡する格納容器冷却系とを具備する原子炉格納容
器において、前記格納容器冷却系は、格納容器冷却系プ
ールと、前記ドライウェルに開口部を有する第１の配管
と、この第１の配管と接続し前記ドライウェルからの蒸
気を内包する第１の容器と、前記第１の容器からの凝縮
された蒸気を内包する第２の容器と、前記第１の容器及
び前記第２の容器と接続する第２の配管とからなり、か
つ前記第１の容器内に水素の酸化触媒を具備することを
特徴とする原子炉格納容器。1. A reactor pressure vessel containing a reactor core, a drywell surrounding the reactor pressure vessel, a suppression chamber having a suppression pool, and a vent pipe communicating the drywell with the suppression pool. A containment cooling system that communicates with the drywell, wherein the containment cooling system comprises a containment cooling system pool, a first pipe having an opening in the drywell, A first container connected to the first pipe and containing the vapor from the drywell; a second container containing the condensed vapor from the first container; the first container and the first container; A reactor containment vessel comprising: a second pipe connected to a second vessel; and a hydrogen oxidation catalyst provided in the first vessel.
原子炉圧力容器を取り囲むドライウェルと、圧力抑制プ
ールを有する圧力抑制室と、前記ドライウェルと前記圧
力抑制プールとを連絡するベント管と、前記ドライウェ
ルと連絡する格納容器冷却系とを具備する原子炉格納容
器において、前記格納容器冷却系は、格納容器冷却系プ
ールと、前記ドライウェルに開口部を有する第１の配管
と、この第１の配管と接続し前記ドライウェルからの蒸
気を内包する第１の容器と、前記第１の容器からの凝縮
された蒸気を内包する第２の容器と、前記第１の容器及
び前記第２の容器と接続する第２の配管と、前記第１の
容器の上方に位置し前記第１の容器内の蒸気の一部を取
込み内包する第３の容器とからなり、かつ前記第３の容
器内に水素の酸化触媒を具備することを特徴とする原子
炉格納容器。2. A reactor pressure vessel containing a reactor core, a dry well surrounding the reactor pressure vessel, a suppression chamber having a suppression pool, and a vent pipe communicating between the dry well and the suppression pool. A containment cooling system that communicates with the drywell, wherein the containment cooling system comprises a containment cooling system pool, a first pipe having an opening in the drywell, A first container connected to the first pipe and containing the vapor from the drywell; a second container containing the condensed vapor from the first container; the first container and the first container; A second pipe connected to the second vessel, and a third vessel located above the first vessel and taking in and containing a part of the vapor in the first vessel; Oxidation of hydrogen in a container A containment vessel comprising a medium.
原子炉圧力容器を取り囲むドライウェルと、圧力抑制プ
ールを有する圧力抑制室と、前記ドライウェルと前記圧
力抑制プールとを連絡するベント管と、前記ドライウェ
ルと連絡する格納容器冷却系とを具備する原子炉格納容
器において、前記格納容器冷却系は、格納容器冷却系プ
ールと、前記ドライウェルに開口部を有する第１の配管
と、この第１の配管と接続し前記ドライウェルからの蒸
気を内包する第１の容器と、前記第１の容器からの凝縮
された蒸気を内包する第２の容器と、前記第１の容器及
び前記第２の容器と接続する第２の配管と、前記第１の
配管に設けられ前記ドライウェルから流入する蒸気の一
部を内包する第４の容器とからなり、かつ前記第４の容
器内に水素の酸化触媒を具備することを特徴とする原子
炉格納容器。3. A reactor pressure vessel containing a reactor core, a dry well surrounding the reactor pressure vessel, a suppression chamber having a suppression pool, and a vent pipe connecting the dry well and the suppression pool. A containment cooling system that communicates with the drywell, wherein the containment cooling system comprises a containment cooling system pool, a first pipe having an opening in the drywell, A first container connected to the first pipe and containing the vapor from the drywell; a second container containing the condensed vapor from the first container; the first container and the first container; A second pipe connected to a second vessel, and a fourth vessel provided in the first pipe and containing a part of the steam flowing from the dry well, and in the fourth vessel Hydrogen oxidation contact A containment vessel comprising a medium.
されて可燃性ガス濃度低減材を構成し、かつこの可燃性
ガス濃度低減材は間隔を置いて複数配置されることを特
徴とする請求項１乃至請求項３記載の原子炉格納容器。4. The hydrogen oxidation catalyst is provided on a surface of a base to constitute a combustible gas concentration reducing material, and a plurality of the combustible gas concentration reducing materials are arranged at intervals. The containment vessel according to any one of claims 1 to 3.
原子炉圧力容器を取り囲むドライウェルと、圧力抑制プ
ールを有する圧力抑制室と、前記ドライウェルと前記圧
力抑制プールとを連絡するベント管と、前記ドライウェ
ルと連絡する格納容器冷却系とを具備する原子炉格納容
器において、前記格納容器冷却系は、格納容器冷却系プ
ールと、前記ドライウェルに開口部を有する第１の配管
と、この第１の配管と接続し前記ドライウェルからの蒸
気を内包する第１の容器と、前記第１の容器からの凝縮
された蒸気を内包する第２の容器と、前記第１の容器及
び前記第２の容器と接続する第２の配管とからなり、か
つ前記第１の配管内に水素の酸化触媒を具備することを
特徴とする原子炉格納容器。5. A reactor pressure vessel containing a reactor core, a dry well surrounding the reactor pressure vessel, a suppression chamber having a suppression pool, and a vent pipe communicating the dry well with the suppression pool. A containment cooling system that communicates with the drywell, wherein the containment cooling system comprises a containment cooling system pool, a first pipe having an opening in the drywell, A first container connected to the first pipe and containing the vapor from the drywell; a second container containing the condensed vapor from the first container; the first container and the first container; A reactor containment vessel comprising: a second pipe connected to a second vessel; and a hydrogen oxidation catalyst provided in the first pipe.
内壁表面の少なくとも一部に配設されることを特徴とす
る請求項５記載の原子炉格納容器。6. The containment vessel according to claim 5, wherein said hydrogen oxidation catalyst is provided on at least a part of an inner wall surface of said first pipe.
開口部を前記原子炉圧力容器の上部でかつ前記原子炉格
納容器の内壁近傍に設けたことを特徴とする請求項１乃
至請求項５記載の原子炉格納容器。7. The reactor according to claim 1, wherein an opening of said first pipe in said dry well is provided at an upper portion of said reactor pressure vessel and near an inner wall of said reactor containment vessel. 6. The containment vessel of claim 5.
と連絡する第３の配管と、前記第２の容器と連絡し前記
ドライウェルからの蒸気のうち凝縮され液化したものを
前記原子炉圧力容器内に戻す第４の配管とを具備するこ
とを特徴とする請求項１乃至請求項５記載の原子炉格納
容器。8. A third pipe communicating with the second vessel and the suppression pool, and a condensed and liquefied vapor from the dry well communicating with the second vessel, which is connected to the reactor pressure. The reactor containment vessel according to any one of claims 1 to 5, further comprising a fourth pipe returning to the inside of the vessel.
原子炉圧力容器を取り囲むドライウェルと、圧力抑制プ
ールを有する圧力抑制室と、前記ドライウェルと前記圧
力抑制プールとを連絡するベント管とを具備する原子炉
格納容器において、この原子炉格納容器内に基板の表面
に水素の酸化触媒を配設して構成された可燃性ガス濃度
低減材を間隔を置いて複数束ねたものを吊下げ配置した
ことを特徴とする原子炉格納容器。9. A reactor pressure vessel containing a reactor core, a dry well surrounding the reactor pressure vessel, a suppression chamber having a suppression pool, and a vent pipe connecting the dry well and the suppression pool. A reactor vessel comprising: a plurality of bundles of a combustible gas concentration reducing material formed by disposing a hydrogen oxidation catalyst on the surface of a substrate at intervals in the reactor containment vessel; A reactor containment vessel characterized by being lowered.
の原子炉圧力容器を取り囲むドライウェルと、圧力抑制
プールを有する圧力抑制室と、前記ドライウェルと前記
圧力抑制プールとを連絡するベント管とを具備する原子
炉格納容器において、この原子炉格納容器内に蒸気出入
孔を有する第５の容器を配置し、かつこの第５の容器内
に基板の表面に水素の酸化触媒を配設して構成された可
燃性ガス濃度低減材を間隔を置いて複数束ねたものを吊
下げ配置したことを特徴とする原子炉格納容器。10. A reactor pressure vessel containing a reactor core, a dry well surrounding the reactor pressure vessel, a suppression chamber having a suppression pool, and a vent pipe connecting the dry well and the suppression pool. Wherein a fifth vessel having a steam inlet / outlet is disposed in the reactor containment vessel, and a hydrogen oxidation catalyst is disposed on the surface of the substrate in the fifth vessel. A reactor containment vessel characterized in that a plurality of bundles of combustible gas concentration reducing materials configured as described above are suspended and arranged.
性ガス濃度低減材の属する空間における水平面に対しあ
る角度をもって斜めに設置することを特徴とする請求項
４または請求項９あるいは請求項１０記載の原子炉格納
容器。11. The flammable gas concentration reducing material is installed obliquely at an angle to a horizontal plane in a space to which the flammable gas concentration reducing material belongs. A containment vessel as described.
性ガス濃度低減材の属する空間における鉛直軸に対しあ
る角度をもって斜めに設置することを特徴とする請求項
４または請求項９あるいは請求項１０記載の原子炉格納
容器。12. The flammable gas concentration reducing material is installed obliquely at a certain angle with respect to a vertical axis in a space to which the flammable gas concentration reducing material belongs. The containment vessel of claim 10.
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| JP9023371A JPH10221477A (en) | 1997-02-06 | 1997-02-06 | Reactor containment |
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|---|---|---|---|---|
| EP2428965A1 (en) * | 2010-09-10 | 2012-03-14 | GE-Hitachi Nuclear Energy Americas LLC | Devices and methods for managing noncombustible gasses in nuclear power plants |
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-
1997
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Cited By (16)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US9496058B2 (en) | 2010-09-10 | 2016-11-15 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Devices and methods for managing noncondensable gasses in nuclear power plants |
| US20120063560A1 (en) * | 2010-09-10 | 2012-03-15 | Wayne Marquino | Devices and methods for managing noncombustible gasses in nuclear power plants |
| JP2012058236A (en) * | 2010-09-10 | 2012-03-22 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Devices and methods for managing noncombustible gasses in nuclear power plants |
| EP2428965A1 (en) * | 2010-09-10 | 2012-03-14 | GE-Hitachi Nuclear Energy Americas LLC | Devices and methods for managing noncombustible gasses in nuclear power plants |
| US8917810B2 (en) | 2010-09-10 | 2014-12-23 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Devices and methods for managing noncombustible gasses in nuclear power plants |
| JP2014010080A (en) * | 2012-06-29 | 2014-01-20 | Toshiba Corp | Nuclear power plant and static containment vessel cooling system |
| US9697914B2 (en) | 2012-06-29 | 2017-07-04 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Nuclear power plant and passive containment cooling system |
| EP2680272A3 (en) * | 2012-06-29 | 2016-06-01 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Nuclear power plant and passive containment cooling system |
| JP2014085227A (en) * | 2012-10-24 | 2014-05-12 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | Static decay heat removal system and nuclear power plant facilities |
| US9312034B2 (en) | 2012-10-24 | 2016-04-12 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Passive residual heat removal system and nuclear power plant equipment |
| US20170092382A1 (en) * | 2015-09-28 | 2017-03-30 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Modular systems and methods for energetic fluid flow distribution |
| WO2017058861A1 (en) * | 2015-09-28 | 2017-04-06 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Modular systems and methods for energetic fluid flow distribution |
| US10553322B2 (en) | 2015-09-28 | 2020-02-04 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Modular fluid flow distribution system in which differently shaped plates can be rearranged to different positions |
| US11322266B2 (en) * | 2015-09-28 | 2022-05-03 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Modular fluid flow distribution system in which differently shaped plates can be rearranged to different positions |
| WO2020176302A1 (en) * | 2019-02-28 | 2020-09-03 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Passive containment cooling system including multiple condensing stages and catalyst |
| US11289214B2 (en) | 2019-02-28 | 2022-03-29 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Passive containment cooling system including multiple condensing stages and catalyst |
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