JPH11183690A - 原子力発電プラントの復旧方法 - Google Patents
原子力発電プラントの復旧方法Info
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- JPH11183690A JPH11183690A JP9356673A JP35667397A JPH11183690A JP H11183690 A JPH11183690 A JP H11183690A JP 9356673 A JP9356673 A JP 9356673A JP 35667397 A JP35667397 A JP 35667397A JP H11183690 A JPH11183690 A JP H11183690A
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】万一の燃料破損時に、燃料を点検するが原子炉
圧力容器（ＲＰＶ）を開放する前のＲＰＶ内放射性物質
が高い場合を想定し、内部空気を気体廃棄物処理系で処
理することで点検開始を迅速に行うことを目的とする。 【解決手段】主蒸気管４と気体廃棄物処理系１との間に
仮設配管８を接続する。プラント停止後、復水器６の真
空破壊前にＲＰＶ７内の原子炉水位を上昇させ、ＲＰＶ
気相部９を可能な限り押し気体廃棄物処理系１で処理し
た後、主蒸気管より上部は更にＲＰＶ７に水張りし内部
空気をＰＣＶ11内に押し出し、主蒸気管４に接続した仮
設配管８により気体廃棄物処理系１を経由して放射能物
質を除去した上で外気へ放出する。
圧力容器（ＲＰＶ）を開放する前のＲＰＶ内放射性物質
が高い場合を想定し、内部空気を気体廃棄物処理系で処
理することで点検開始を迅速に行うことを目的とする。 【解決手段】主蒸気管４と気体廃棄物処理系１との間に
仮設配管８を接続する。プラント停止後、復水器６の真
空破壊前にＲＰＶ７内の原子炉水位を上昇させ、ＲＰＶ
気相部９を可能な限り押し気体廃棄物処理系１で処理し
た後、主蒸気管より上部は更にＲＰＶ７に水張りし内部
空気をＰＣＶ11内に押し出し、主蒸気管４に接続した仮
設配管８により気体廃棄物処理系１を経由して放射能物
質を除去した上で外気へ放出する。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、燃料破損時におけ
る沸騰水型原子力発電プラントの復旧方法に関する。
る沸騰水型原子力発電プラントの復旧方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】沸騰水型原子力発電プラントは、図３に
示したように原子炉圧力容器７内に設置した炉心21内に
装荷した燃料によって冷却材を加熱し蒸気を発生させ、
この蒸気を主蒸気管４で主タービン５に導いて主タービ
ン５を回転させ、発電機（図示せず）を駆動して発電さ
せるプラントである。
示したように原子炉圧力容器７内に設置した炉心21内に
装荷した燃料によって冷却材を加熱し蒸気を発生させ、
この蒸気を主蒸気管４で主タービン５に導いて主タービ
ン５を回転させ、発電機（図示せず）を駆動して発電さ
せるプラントである。
【０００３】主タービン５で仕事をした蒸気は復水器６
で凝縮して復水となり、復水は浄化され給水管（図示せ
ず）を通して原子炉圧力容器７に戻される。復水器６に
は抽気管22が接続し、抽気管22の他方はオフガス処理系
としての気体廃棄物処理系１に接続する。この他に図示
してないが、原子炉再循環系、制御棒駆動系、残留熱除
去系、原子炉冷却材浄化系、高圧および低圧炉心スプレ
イ系、原子炉隔離時冷却系等が設置されている。
で凝縮して復水となり、復水は浄化され給水管（図示せ
ず）を通して原子炉圧力容器７に戻される。復水器６に
は抽気管22が接続し、抽気管22の他方はオフガス処理系
としての気体廃棄物処理系１に接続する。この他に図示
してないが、原子炉再循環系、制御棒駆動系、残留熱除
去系、原子炉冷却材浄化系、高圧および低圧炉心スプレ
イ系、原子炉隔離時冷却系等が設置されている。
【０００４】気体廃棄物処理系１には活性炭ホールドア
ップ塔３や真空ポンプ２等が設置されたもので、処理さ
れた気体は排気筒から排出される。なお、図示してない
が気体廃棄物処理系１には空気抽出器、再結合器、除湿
乾燥器等が設置されている。図３中符号９はＲＰＶ気相
部、10はＲＰＶベントライン、11は原子炉格納容器、12
はＲＰＶ上蓋、17は原子炉ウエル、18は原子炉建屋上
部、19は仮設フィルタ、20は仮設排風機である。
ップ塔３や真空ポンプ２等が設置されたもので、処理さ
れた気体は排気筒から排出される。なお、図示してない
が気体廃棄物処理系１には空気抽出器、再結合器、除湿
乾燥器等が設置されている。図３中符号９はＲＰＶ気相
部、10はＲＰＶベントライン、11は原子炉格納容器、12
はＲＰＶ上蓋、17は原子炉ウエル、18は原子炉建屋上
部、19は仮設フィルタ、20は仮設排風機である。
【０００５】原子炉運転中に炉心２内の燃料破損が発生
した場合、原子炉を停止して冷却後、原子炉圧力容器
（以下ＲＰＶと称す）７を開放し、炉心21内の破損燃料
を取り出して新燃料に取り替えることが必要となる。
した場合、原子炉を停止して冷却後、原子炉圧力容器
（以下ＲＰＶと称す）７を開放し、炉心21内の破損燃料
を取り出して新燃料に取り替えることが必要となる。
【０００６】図３により原子炉冷却後から燃料取り出し
までの手順を説明する。原子炉冷却後、ＲＰＶ上蓋12開
放にあたりＲＰＶ上蓋フランジ16まで原子炉水位を上昇
させる。つぎに、原子炉格納容器11（以下ＰＣＶと称
す）上部を取り外す。燃料は水中で取り扱うためにその
後ＲＰＶ上蓋12を取り外した後、原子炉ウェル17に水張
りを行う。十分水張りを行った後、原子炉建屋上部18か
ら炉心21内の燃料の移動、交換を行うことになる。な
お、ＲＰＶ７内には水に溶解しない希ガスが発生してお
り、ＲＰＶ気相部９には通常時より多い放射性ガスが含
まれている。
までの手順を説明する。原子炉冷却後、ＲＰＶ上蓋12開
放にあたりＲＰＶ上蓋フランジ16まで原子炉水位を上昇
させる。つぎに、原子炉格納容器11（以下ＰＣＶと称
す）上部を取り外す。燃料は水中で取り扱うためにその
後ＲＰＶ上蓋12を取り外した後、原子炉ウェル17に水張
りを行う。十分水張りを行った後、原子炉建屋上部18か
ら炉心21内の燃料の移動、交換を行うことになる。な
お、ＲＰＶ７内には水に溶解しない希ガスが発生してお
り、ＲＰＶ気相部９には通常時より多い放射性ガスが含
まれている。
【０００７】この作業の中でＲＰＶ上蓋フランジ16まで
の水張りを行うが、ＲＰＶ気相部９気体はＲＰＶベント
ライン10を経由してＰＣＶ11に放出される。したがって
ＰＣＶ11に放射性物質が放出されることになる。
の水張りを行うが、ＲＰＶ気相部９気体はＲＰＶベント
ライン10を経由してＰＣＶ11に放出される。したがって
ＰＣＶ11に放射性物質が放出されることになる。
【０００８】ＲＰＶ上蓋12を取り外すにはＰＣＶ11上部
を先に取り外す必要があり、そのＰＣＶ11の上部取り外
しの際ＰＣＶ11に放出された放射性気体が原子炉建屋上
部18に拡散されることになる。この時、原子炉建屋上部
18の空気は通常の換気空調系により外部との換気が行わ
れている。
を先に取り外す必要があり、そのＰＣＶ11の上部取り外
しの際ＰＣＶ11に放出された放射性気体が原子炉建屋上
部18に拡散されることになる。この時、原子炉建屋上部
18の空気は通常の換気空調系により外部との換気が行わ
れている。
【０００９】したがって、放射性物質の外部放出量をな
くすにはＲＰＶ気相部９に閉じ込めた状態で放射能の減
衰を待つ方法、またはＰＣＶ11内で閉じ込め減衰を待つ
方法、更にＰＣＶ11上部取り外し時およびＲＰＶ上蓋12
開放部に放射性物質を吸着できる仮設フィルタ19を装備
した仮設排風機20にて処理する手段が有効となる。
くすにはＲＰＶ気相部９に閉じ込めた状態で放射能の減
衰を待つ方法、またはＰＣＶ11内で閉じ込め減衰を待つ
方法、更にＰＣＶ11上部取り外し時およびＲＰＶ上蓋12
開放部に放射性物質を吸着できる仮設フィルタ19を装備
した仮設排風機20にて処理する手段が有効となる。
【００１０】
【発明が解決しようとする課題】従来の技術において、
ＰＣＶ11またはＲＰＶ７を開放するには内部の放射性ガ
スの減衰を待つ時間的手段が有効となるが、破損燃料か
ら放出される放射能濃度も低下してしまうため、通常の
放射能濃度で破損燃料を特定する方法では何百体の燃料
から見つけ出すことが困難または長期にかかる可能性が
ある。
ＰＣＶ11またはＲＰＶ７を開放するには内部の放射性ガ
スの減衰を待つ時間的手段が有効となるが、破損燃料か
ら放出される放射能濃度も低下してしまうため、通常の
放射能濃度で破損燃料を特定する方法では何百体の燃料
から見つけ出すことが困難または長期にかかる可能性が
ある。
【００１１】さらに、ＰＣＶ11の上部開放時およびＲＰ
Ｖ上蓋12の取り外し時に仮設排風機20を持ってしても作
業員への放射線被ばくを考慮しなければならない。原子
力発電所のトラブルに対しての社会的情勢からも、早期
原因の解明および放射性物質の外部放出、作業員の放射
線被ばく量を少なくすることが必要となる。
Ｖ上蓋12の取り外し時に仮設排風機20を持ってしても作
業員への放射線被ばくを考慮しなければならない。原子
力発電所のトラブルに対しての社会的情勢からも、早期
原因の解明および放射性物質の外部放出、作業員の放射
線被ばく量を少なくすることが必要となる。
【００１２】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、万一の燃料破損時において、上記課題に対処
して、ＲＰＶを開放する前にＲＰＶ７内部気体を既存設
備である気体廃棄物処理系により全量処理することで燃
料点検に取り掛かるまでの時間を短縮でき更に清浄な状
態で行うことを可能にする原子力発電プラントの修復方
法を提供することにある。
たもので、万一の燃料破損時において、上記課題に対処
して、ＲＰＶを開放する前にＲＰＶ７内部気体を既存設
備である気体廃棄物処理系により全量処理することで燃
料点検に取り掛かるまでの時間を短縮でき更に清浄な状
態で行うことを可能にする原子力発電プラントの修復方
法を提供することにある。
【００１３】
【課題を解決するための手段】請求項１の発明は、気体
廃棄物処理系を備えた沸騰水型原子力発電プラントにお
いて、原子炉圧力容器内に設置した炉心の燃料に破損が
生じた際に、原子炉の運転を停止し前記燃料を取り出す
前に前記原子炉圧力容器と前記気体廃棄物処理系とを仮
設配管で接続し、前記原子炉圧力容器内の放射性気体を
前記気体廃棄物処理系に導き処理することを特徴とす
る。
廃棄物処理系を備えた沸騰水型原子力発電プラントにお
いて、原子炉圧力容器内に設置した炉心の燃料に破損が
生じた際に、原子炉の運転を停止し前記燃料を取り出す
前に前記原子炉圧力容器と前記気体廃棄物処理系とを仮
設配管で接続し、前記原子炉圧力容器内の放射性気体を
前記気体廃棄物処理系に導き処理することを特徴とす
る。
【００１４】請求項２の発明は、前記原子炉圧力容器内
の原子炉水位を外部注水により上昇させて前記放射性気
体を前記原子炉格納容器内に押し出し前記原子炉圧力容
器を格納する原子炉格納容器から前記仮設配管により前
記気体廃棄物処理系に導き処理することを特徴とする。
の原子炉水位を外部注水により上昇させて前記放射性気
体を前記原子炉格納容器内に押し出し前記原子炉圧力容
器を格納する原子炉格納容器から前記仮設配管により前
記気体廃棄物処理系に導き処理することを特徴とする。
【００１５】請求項３の発明は、前記原子炉圧力容器内
の放射性気体を外部注水により全量原子炉格納容器内に
閉じ込め格納容器内放射線モニタを用い監視することを
特徴とする。
の放射性気体を外部注水により全量原子炉格納容器内に
閉じ込め格納容器内放射線モニタを用い監視することを
特徴とする。
【００１６】請求項４の発明は、前記原子炉圧力容器内
の気体を前記原子炉格納容器内に閉じ込めその放射性気
体を可燃性ガス濃度制御系格納容器貫通部から前記仮設
配管により前記気体廃棄物処理系に導き処理することを
特徴とする。
の気体を前記原子炉格納容器内に閉じ込めその放射性気
体を可燃性ガス濃度制御系格納容器貫通部から前記仮設
配管により前記気体廃棄物処理系に導き処理することを
特徴とする。
【００１７】請求項１の発明によれば、原子力プラント
既存の設備である気体廃棄物処理系の機能を活用し、Ｒ
ＰＶ内気相部と気体廃棄物処理系を接続する仮設配管か
らなる簡単な構成により、放射性気体を気体廃棄物処理
系に導き処理することができる。
既存の設備である気体廃棄物処理系の機能を活用し、Ｒ
ＰＶ内気相部と気体廃棄物処理系を接続する仮設配管か
らなる簡単な構成により、放射性気体を気体廃棄物処理
系に導き処理することができる。
【００１８】請求項２、３の発明によれば、ＲＰＶ気相
部気体をＲＰＶに接続される外部注水設備により一旦、
ＲＰＶを満水にし全てのＲＰＶ内空気をＰＣＶ内に閉じ
込める。ＰＣＶ内には既存の雰囲気ガス放射線モニタが
設置されていることから前記モニタにより放射線レベル
を監視しながら、ＰＣＶと気体廃棄物処理系を接続する
配管からなる設備にて放射性気体が含まれるＰＣＶ内気
体を気体廃棄物処理系にて処理することができる。
部気体をＲＰＶに接続される外部注水設備により一旦、
ＲＰＶを満水にし全てのＲＰＶ内空気をＰＣＶ内に閉じ
込める。ＰＣＶ内には既存の雰囲気ガス放射線モニタが
設置されていることから前記モニタにより放射線レベル
を監視しながら、ＰＣＶと気体廃棄物処理系を接続する
配管からなる設備にて放射性気体が含まれるＰＣＶ内気
体を気体廃棄物処理系にて処理することができる。
【００１９】請求項４の発明によれば、ＰＣＶ内気体処
理のために請求項２、３に示す仮設配管をＰＣＶに既設
の可燃性ガス濃度処理系貫通部を使用し、気体廃棄物処
理系に導く構成により放射性ガスを処理することができ
る。
理のために請求項２、３に示す仮設配管をＰＣＶに既設
の可燃性ガス濃度処理系貫通部を使用し、気体廃棄物処
理系に導く構成により放射性ガスを処理することができ
る。
【００２０】
【発明の実施の形態】本発明の燃料破損時のプラント復
旧方法に対する請求項１に記載した第１の実施の形態を
図１に基づき説明する。なお、図１中、図３と同一部分
には同一符号を付して重複する部分の説明は省略する。
旧方法に対する請求項１に記載した第１の実施の形態を
図１に基づき説明する。なお、図１中、図３と同一部分
には同一符号を付して重複する部分の説明は省略する。
【００２１】原子力プラントに設置される気体廃棄物処
理系１は、主として気体を吸引する真空ポンプ２と放射
性物質を吸着減衰処理する活性炭ホールドアップ塔３か
らなる。通常、気体廃棄物処理系１に接続されるのはＲ
ＰＶ７に接続した主蒸気管４から主タービン５を経た復
水器６であり、プラント停止後は主蒸気管４が隔離弁に
より閉止するため、ＲＰＶ７と気体廃棄物処理系１とは
隔離されている。
理系１は、主として気体を吸引する真空ポンプ２と放射
性物質を吸着減衰処理する活性炭ホールドアップ塔３か
らなる。通常、気体廃棄物処理系１に接続されるのはＲ
ＰＶ７に接続した主蒸気管４から主タービン５を経た復
水器６であり、プラント停止後は主蒸気管４が隔離弁に
より閉止するため、ＲＰＶ７と気体廃棄物処理系１とは
隔離されている。
【００２２】このため、図１に示すようにＲＰＶ７に接
続する主蒸気管４と気体廃棄物処理系１との間に仮設配
管８を接続してＲＰＶ気相部９の気体を活性炭ホールド
アップ塔３で処理できる配管系を構成する。この時、Ｒ
ＰＶ気相部９は負圧になるが、ＲＰＶベントライン10に
よりＰＣＶ11内空気を取り込むのでＲＰＶ気相部９を置
換浄化することができる。これよりＲＰＶ上蓋12開放時
点では通常の放射能減衰を待つことなく迅速な対応が可
能となる。
続する主蒸気管４と気体廃棄物処理系１との間に仮設配
管８を接続してＲＰＶ気相部９の気体を活性炭ホールド
アップ塔３で処理できる配管系を構成する。この時、Ｒ
ＰＶ気相部９は負圧になるが、ＲＰＶベントライン10に
よりＰＣＶ11内空気を取り込むのでＲＰＶ気相部９を置
換浄化することができる。これよりＲＰＶ上蓋12開放時
点では通常の放射能減衰を待つことなく迅速な対応が可
能となる。
【００２３】つぎに本発明の請求項２、３に記載した第
２の実施の形態について、図２に従い説明する。なお、
図２中、図１と同一部分には同一符号を付して重複する
部分の説明は省略する。
２の実施の形態について、図２に従い説明する。なお、
図２中、図１と同一部分には同一符号を付して重複する
部分の説明は省略する。
【００２４】すなわち、図２において、第２の実施の形
態が第１の実施の形態と異なる点は、ＰＣＶ11のＰＣＶ
貫通部15の配管系と気体廃棄物処理系１との間を仮設配
管８で接続したことにある。本実施の形態ではＰＣＶ貫
通部15の代りにＰＣＶ11に直接仮設配管８を接続するこ
ともできる。
態が第１の実施の形態と異なる点は、ＰＣＶ11のＰＣＶ
貫通部15の配管系と気体廃棄物処理系１との間を仮設配
管８で接続したことにある。本実施の形態ではＰＣＶ貫
通部15の代りにＰＣＶ11に直接仮設配管８を接続するこ
ともできる。
【００２５】ＲＰＶ気相部９の気体をＲＰＶ７内に注水
設備13から水を注入してＲＰＶ内水位を上昇させること
により全てＰＣＶ11内に放出させる。ＰＣＶ11には既存
雰囲気ガス放射線モニタ14を設置し、このガス放射線モ
ニタ14により外部放出判断および監視が可能となる。
設備13から水を注入してＲＰＶ内水位を上昇させること
により全てＰＣＶ11内に放出させる。ＰＣＶ11には既存
雰囲気ガス放射線モニタ14を設置し、このガス放射線モ
ニタ14により外部放出判断および監視が可能となる。
【００２６】更にＰＣＶ11と気体廃棄物処理系１に接続
する仮設配管８にて構成される設備にてＰＣＶ11内放射
性気体を活性炭ホールドアップ塔３で処理する。これよ
りＰＣＶ内ガス放射線レベルが十分低い値の場合、直接
ＰＣＶ11から外気へ放出することができ、また放射線レ
ベルが高い場合には気体廃棄物処理系１での除去により
放射線レベルを低い値にすることが可能となる。
する仮設配管８にて構成される設備にてＰＣＶ11内放射
性気体を活性炭ホールドアップ塔３で処理する。これよ
りＰＣＶ内ガス放射線レベルが十分低い値の場合、直接
ＰＣＶ11から外気へ放出することができ、また放射線レ
ベルが高い場合には気体廃棄物処理系１での除去により
放射線レベルを低い値にすることが可能となる。
【００２７】その後、満水にしたＲＰＶ７の水位を下
げ、浄化されたＲＰＶベントライン10からＰＣＶ11内空
気を取り入れることによりＰＣＶの上部取り外し、およ
びＲＰＶ上蓋12の取り外し時には放射線レベルの低い雰
囲気ガスになっている。このように強制的な放射能除去
方法をとることにより、減衰を待つだけの方法に対して
短い時間での燃料破損調査が可能となる。
げ、浄化されたＲＰＶベントライン10からＰＣＶ11内空
気を取り入れることによりＰＣＶの上部取り外し、およ
びＲＰＶ上蓋12の取り外し時には放射線レベルの低い雰
囲気ガスになっている。このように強制的な放射能除去
方法をとることにより、減衰を待つだけの方法に対して
短い時間での燃料破損調査が可能となる。
【００２８】請求項４に記載した第３の実施の形態は、
第２の実施の形態に示したＰＣＶ11に接続する仮設配管
８の箇所を、図２に示す原子力プラントに設置されてい
る２系統の可燃性ガス濃度処理系とすることにある。こ
の系統の閉止フランジに直接仮設配管８を接続する。本
実施の形態の作用効果は第２の実施の形態と同様であ
る。
第２の実施の形態に示したＰＣＶ11に接続する仮設配管
８の箇所を、図２に示す原子力プラントに設置されてい
る２系統の可燃性ガス濃度処理系とすることにある。こ
の系統の閉止フランジに直接仮設配管８を接続する。本
実施の形態の作用効果は第２の実施の形態と同様であ
る。
【００２９】
【発明の効果】本発明によれば原子力発電所の万一の燃
料破損時において、その調査対応に取り掛かるまでの時
間が短縮でき早期解決の一助となり更に、ＲＰＶおよび
ＰＣＶ開放時、放射能が除去された状態での作業を可能
にすることにより被ばく低減を可能にすることができ
る。
料破損時において、その調査対応に取り掛かるまでの時
間が短縮でき早期解決の一助となり更に、ＲＰＶおよび
ＰＣＶ開放時、放射能が除去された状態での作業を可能
にすることにより被ばく低減を可能にすることができ
る。
【図１】本発明に係る原子力発電プラントの復旧方法の
第１の実施の形態を説明するための系統図。
第１の実施の形態を説明するための系統図。
【図２】本発明に係る原子力発電プラントの復旧方法の
第２および第３の実施の形態を説明するための系統図。
第２および第３の実施の形態を説明するための系統図。
【図３】従来の原子力発電プラントの復旧方法を説明す
るための系統図。
るための系統図。
１…気体廃棄物処理系、２…真空ポンプ、３…活性炭ホ
ールドアップ塔、４…主蒸気管、５…主タービン、６…
復水器、７…ＲＰＶ、８…仮設配管、９…ＲＰＶ気相
部、10…ＲＰＶベントライン、11…ＰＣＶ、12…ＲＰＶ
上蓋、13…注水設備、14…ガス放射線モニタ、15…ＰＣ
Ｖ貫通部、16…ＲＰＶ上蓋フランジ、17…原子炉ウエ
ル、18…原子炉建屋上部、19…仮設フィルタ、20…仮設
排風機、21…炉心、22…排気管、23…排気筒。
ールドアップ塔、４…主蒸気管、５…主タービン、６…
復水器、７…ＲＰＶ、８…仮設配管、９…ＲＰＶ気相
部、10…ＲＰＶベントライン、11…ＰＣＶ、12…ＲＰＶ
上蓋、13…注水設備、14…ガス放射線モニタ、15…ＰＣ
Ｖ貫通部、16…ＲＰＶ上蓋フランジ、17…原子炉ウエ
ル、18…原子炉建屋上部、19…仮設フィルタ、20…仮設
排風機、21…炉心、22…排気管、23…排気筒。
Claims (4)
- 【請求項１】 気体廃棄物処理系を備えた沸騰水型原子
力発電プラントにおいて、原子炉圧力容器内に設置した
炉心の燃料に破損が生じた際に、原子炉の運転を停止し
前記燃料を取り出す前に前記原子炉圧力容器と前記気体
廃棄物処理系とを仮設配管で接続し、前記原子炉圧力容
器内の放射性気体を前記気体廃棄物処理系に導き処理す
ることを特徴とする原子炉発電プラントの復旧方法。 - 【請求項２】 前記原子炉圧力容器内の原子炉水位を外
部注水により上昇させて前記放射性気体を前記原子炉格
納容器内に押し出し前記原子炉圧力容器を格納する原子
炉格納容器から前記仮設配管により前記気体廃棄物処理
系に導き処理することを特徴とする請求項１記載の原子
炉発電プラントの復旧方法。 - 【請求項３】 前記原子炉圧力容器内の放射性気体を外
部注水により全量原子炉格納容器内に閉じ込め格納容器
内放射線モニタを用い監視することを特徴とする請求項
２記載の原子炉発電プラントの復旧方法。 - 【請求項４】 前記原子炉圧力容器内の気体を前記原子
炉格納容器内に閉じ込めその放射性気体を可燃性ガス濃
度制御系格納容器貫通部から前記仮設配管により前記気
体廃棄物処理系に導き処理することを特徴とする請求項
２記載の原子炉発電プラントの復旧方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP9356673A JPH11183690A (ja) | 1997-12-25 | 1997-12-25 | 原子力発電プラントの復旧方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP9356673A JPH11183690A (ja) | 1997-12-25 | 1997-12-25 | 原子力発電プラントの復旧方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH11183690A true JPH11183690A (ja) | 1999-07-09 |
Family
ID=18450219
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP9356673A Pending JPH11183690A (ja) | 1997-12-25 | 1997-12-25 | 原子力発電プラントの復旧方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH11183690A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN107063838A (zh) * | 2017-03-30 | 2017-08-18 | 苏州热工研究院有限公司 | 一种基于rcc‑m规范的极端事故工况下rpv简化弹塑性断裂分析方法 |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5154200A (ja) * | 1974-11-08 | 1976-05-13 | Hitachi Ltd | Hoshaseiyosogasuhaikihoho |
| JPS5445498A (en) * | 1977-09-16 | 1979-04-10 | Hitachi Ltd | Rare gas exhaust system of reactor |
| JPH09197085A (ja) * | 1996-01-24 | 1997-07-31 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器のベント方法および装置 |
| JPH09292491A (ja) * | 1996-04-26 | 1997-11-11 | Hitachi Ltd | 可燃性ガス濃度低減装置及びその制御方法 |
-
1997
- 1997-12-25 JP JP9356673A patent/JPH11183690A/ja active Pending
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5154200A (ja) * | 1974-11-08 | 1976-05-13 | Hitachi Ltd | Hoshaseiyosogasuhaikihoho |
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| JPH09197085A (ja) * | 1996-01-24 | 1997-07-31 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器のベント方法および装置 |
| JPH09292491A (ja) * | 1996-04-26 | 1997-11-11 | Hitachi Ltd | 可燃性ガス濃度低減装置及びその制御方法 |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN107063838A (zh) * | 2017-03-30 | 2017-08-18 | 苏州热工研究院有限公司 | 一种基于rcc‑m规范的极端事故工况下rpv简化弹塑性断裂分析方法 |
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