JPS59184887A

JPS59184887A - 原子炉格納容器減圧装置

Info

Publication number: JPS59184887A
Application number: JP58059339A
Authority: JP
Inventors: 長江　博
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1983-04-06
Filing date: 1983-04-06
Publication date: 1984-10-20

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】〔発明の技術分野〕本発明は原子炉格納容器減圧装置に係り、特に異常な過
度変化や配管破断事故後に残留熱除去系が正常に機能し
なかった場合に原子炉格納容器内の水蒸気および放射性
気体を外部へ放出して、この原子炉格納容器の内圧を減
圧する原子炉格納容器減圧装置に関する。

〔発明の技術的背景とその問題点〕

一般にｅＩ８騰水復水型原子炉原子炉圧力容器の圧力が
過度に上昇するのを防止するために、この圧力容器内の
蒸気をタービン側へ導く主蒸気管に通常複数個の逃し安
全弁が設けられる。そして原子炉圧力容器の圧力が過度
に上昇した場合はこの逃し安全弁を作動させて、この圧
力容器からの蒸気の一部ヲ原子炉格納答器内の圧力抑制
プールへ排出させて原子炉圧力容器の内圧上昇を抑制し
ている。この圧力抑制プールは原子炉格納容器内の下部
に設置され、原子炉格納容器内の温度、圧力の上昇を抑
制するものであり、原子炉圧力容器から排出された蒸気
等により圧力抑制プール内に貯蔵されたプール水はその
温度を上昇させる。しかし、このプール水は残留熱除去
系により冷却されて循環されるのでこの圧力抑制プール
を収容している原子炉格納容器が設計限界に達するほど
の過度の圧力上昇は防止される。したがって異常な過度
変化や配管破事故が発生しても残留熱除去系が正常に機
能している限り原子炉格納容器内の圧力、温度が過度に
上昇することは避けられる。

しかしなから、この残留熱除去糸か正常に機能していな
い場合は、異常な過度変化や小規模配管破断事故が発生
して升席用炉心冷却系により炉心へ冷却水が注入されて
も、炉心から圧力抑制プールへ放出される熱エネルギー
ケ除去されることがない。七のために原子炉格納容器内
の圧力、温度が過度に上昇し、最終的には設計限界を越
える危険性が発生する恐れがある。捷だ、このように原
子炉格納容器内の圧力、温度が上昇した状態で逃し安全
弁が一旦開いた後、吹き止まり圧力に達しても運転員の
誤操作または機器の故障のために閉弁しない場合を想定
すると上記逃し安全弁から高温、高圧の蒸気が圧力抑制
プールへ流入し続けて、圧力抑制プールの温度、および
原子炉格納容器内の圧力、温度が急激に上昇するように
なる。第１図はこの原子炉格納容器内の圧力変化を配管
破断事故発生後の時間経過と共に示したグラフの一例で
あり、配管破断事故発生から約１０秒経過後にはこの格
納容器内の圧力が約２　、３ＫＶｔｉ！ｉ’程度捷で急
に上昇する状態を示している。また配管破断事故発生後
、残留熱除去系が正常に機能しない場合は第１図に示す
ように事故発生から約１０４秒経過後は原子炉格納容器
内圧力が直立するように急激に上昇し、原子炉格納容器
の設計限界を越える危険性が発生する恐れがある。

〔発明の目的〕

本発明は上述のような事情に鑑みなされたものであり、
原子炉格納容器内の圧力が所定圧力に達したときにこの
格納容器内の蒸気および放射性気体を外部へ放出してこ
の格納容器内圧力を迅速かつ確実に減圧することができ
ると共に、異常な過度変化や小規模配管破断事故が発生
したときに残留熱除去系が正常に機能しない場合でも原
子炉格納容器内の蒸気および放射性気体を外部に放出し
てこの格納容器内圧力を迅速かつ確実に減圧することが
できる原子炉格納容器減圧装置を提供することを目的と
する。

〔発明の概要〕

本発明は上述の目的を達成するため次のように構成され
る。

原子炉格納容器にスタックをベントラインにより接続し
、上記原子炉格納容器内の圧力が所定圧力に達したとき
にこの原子炉格納容器内の蒸気および放射性気体を上記
スタックより放出して、この原子炉格納容器内の圧力を
減圧するように構成される。

〔発明の実施例〕

ゆ、下発明り］Ｋ係る原子炉格納容器減圧装置の一実施
例について図面を参照して説明する。

第２図は本発明に係る原子炉格納容器減圧装置の構成を
示す構成図であシ、図中符号１は原子炉格納容器である
。原子炉格納容器１は原子炉建屋２内に収容され、他方
この格納容器１内には原子炉圧力容器３が格納されてい
る。この原子炉圧力容器３内に収容されている炉水は再
循環ポンプ４を介装させた再循環ライン５により、原子
炉圧力容器３へ強制的に循還される。この原子炉圧力容
器３内で発生した蒸気は主蒸気管６により図示しないタ
ービン側へ導ひかれるようになっており、この主蒸気管
６には原子炉格納容器１の内側と外側の双方において主
蒸気隔離弁７，７がそれぞれ介装される。この主蒸気管
６には、原子炉格納容器１の内側に介装された主蒸気隔
離弁７の上流側に蒸気凝縮ライン８の一端が接続され、
この蒸気凝縮ライン８の排出口端部はダイヤフラムフロ
ア９を貫通して圧力抑制プール１０のプール水中に延び
ており、この凝縮ライン８により導ひかれた蒸気は適宜
圧力抑制プール１０へ放出される。この圧力抑制ゾール
１０のプール水中に一端が開口する一次冷却ライン１１
の他端は熱交換器１２と残留熱除去系ポンプ１３をそれ
ぞれ介装させた後、２股に分岐して圧力抑制プール空間
部１４と原子炉格納容器１内上部にそれぞれ開口するよ
うに配管されている。

したがって圧力抑制プール１０のプール水は上記熱交換
器１２にて冷却された後、上記格納容器１と圧力抑制プ
ール１０を循還される。上記熱交換器１２には二次系冷
却ライン１５が配管され、上記−次冷却ライン１３と熱
交換して冷却するようになっている。

一方上記原子炉格納答器１内の上部にベント管加の一端
が接続され、その他端は原子炉建屋２を貫通してこの原
子炉建屋２の外側へ延びてスタック２１に接続される。

すなわち原子炉格納容器１内の蒸気および気体がこのベ
ント管２０に介してスタック２１より放出されるように
なっている。このベント管加には原子炉建屋２の内側で
主系統吸込弁ｎが、その外側で主系統止め弁部がそれぞ
れ介装される。またこのベント管２０に上記主系統止め
弁２３をバイパスするようにパイパスライン２４ヲ接続
し、このパイパスラインＵには上流側から下流側へ向け
て順次パイ、ｏス吸込弁５、ゾロワー２６、放射性気体
処理装置ｎ１そして、にイノミス止め弁部がそれぞれ介
装される。上記ベント管加およびそのパイパスライン冴
に設けた弁部、すなわち、主系統吸込弁ｎ１主系統止め
弁２３．／々イ・ξス吸込弁５、バイパス止め弁２８は
後述する各種検出器からの検出信号により作動する電磁
弁よシなる。また上記主系統吸込弁２２の上流側でベン
ト管加より分岐するように分岐管２０ａをこのベント管
加に接続し、この分岐管２０ａの他端は圧力抑制プール
空間部１４内に開口するように取付けられている。また
圧力抑制プール１０にはそのプール水の温度を検出する
温度検出器２９と圧力抑制プール空間部１４の放射能濃
度を検出する圧力抑制プール放射能検出器３０をそれぞ
れ配設すると共に、原子炉格納容器１内上部のドライウ
ェルの放射能濃度を検出するドライウェル放射能検出器
３１ヲこの原子炉格納容器１内上部に設置する。

次に本発明に係る上述の実施例の作用について第３図お
よび第４図を参照して説明する。

第３図は、ドライウェル放射能検出器３１および圧力抑
制プール放射能検出器３０により検出された放射能レベ
ルが低い蒸気の放出経路を示す作用説明図である。

今、何らかの原因により再循環ライン５の一部に例えば
再循環ポンプ４の下流ｇＡＩＩＡで小規模配管破断事故
が発生すると、原子炉圧力容器２内の炉水の強制循環流
量が低下してこの圧力容器２内の圧力は上昇する。この
結果原子炉圧力容器２内の蒸気は逃し安全弁（図示せず
）から蒸気凝縮ライン８を介して圧力抑制プール１０同
一放出され、この圧力容器２内の圧力上昇は抑制される
。−実圧力抑制ゾール１０のプール水の水温は徐々に上
昇するが、このプール水は熱交換器１１ヲ介装させてい
る残留熱除去系の一次冷却ライン１３により適宜冷却さ
れ／こ後書びこの圧力＝＋　制プール１０内へ循還され
て、プール水温の上昇は抑制される。

しかし、残留熱除去系が何らかの原因により正常に機能
しない場合には上述したように原子炉格納容器１の圧力
は第１図に示すように急激に上昇する。この異常状態は
、圧力抑制ゾール１０に設置した温度検出器部と圧力抑
制プール放射能検出器（資）またはドライウェル放射能
検出器３１により検知される。そして、上記両放射能検
出器加、３１による放射能の検出レベルが低い場合には
、第３図に示すように原子炉格納容器１および圧力抑制
プール空間部１４内の蒸気がベント管２０ヲ経てスタッ
ク２１より放出される。すなわち圧力抑制プール放射能
検出器３０とドライウェル放射能検出器３１による放射
能の検出レベルが低い場合はこの両検出器加。

３１から出力される雨検出信号により、ベント管加の主
系統吸込弁ｎと主系統止め弁部は開弁される。

一方パイパスライン別のバイパス吸込弁５とバイパス止
め弁部は上記検出器３０　、３１の検出信号によυ閉弁
されてパイパスラインＵは閉鎖される。したがって原子
炉格納容器１と圧力抑制プール空間部１４の蒸気等はベ
ント管加の主系統を経てスタック２１より放出される。

一方圧力抑制プール放射能検出器加とドライウエル放射
能検出器３１とが高いレベルの放射能を検出した場合は
、第４図に示すように原子炉格納容器１と圧力抑制プー
ル空間部１４の蒸気は、ベント管加に付設されたパイ・
ξスジイン２４を経てスタック２１よｐ放出される。す
なわち上記両放射能検出器加、３１から出力される検出
信号によｐ１ペント管銀の主系統止め弁２３は閉弁され
てベント管加の主系統は中途で閉鎖される。他方上記側
検出器３０゜３１０両検出信号により、主系統吸込弁ｎ
とパイ、。

ス吸込弁５とバイパス止め弁２８は共に開弁され、上記
主系統止め弁２３をバイパスするバイパスラインスが開
通される。したがって原子炉格納容器１と圧力抑制プー
ル空間部１４の放射能レベルの高い蒸気は上記バイパス
ライン２４を経てスタック２１よジ放出される。但し、
このパイノξスライン冴には上述した放射性気体処理装
置２７が介装されているので、この処理装置２７を通過
した放射能レベルの高い蒸気は低レベルの放射能に処理
されてからスタック２］より放出される。

原子炉格納容器１および圧力抑制プール空間部１４の圧
力が低下すると上記ベント管加およびパイ・ξスライン
冴に介装された弁部、すなわち主系統吸込弁ｎ、バイパ
ス吸込弁５．同止め弁２６は全て自動的に閉じられ、原
子炉格納容器１および圧力抑制プール１０の蒸気の放出
は停止される。

なお第２図ないし第４図中破線は検出信号の作動系統を
示す。

〔発明の効果〕

以上に述べたように本発明は原子炉格納容器および圧力
抑制プール空間部内の蒸気を適宜スタックよシ放出する
ように構成したので、小規模配管破断事故時に残留熱除
去系が正常に機能しない場合でも原子炉格納容器および
圧力抑制プール内の蒸気を短時間で大量にその外部へ放
出することができ、原子炉格納容器内の圧力を迅速かつ
確実に減圧することができる。

また本発明によれば第１図破線で示すように配管破断事
故発生から約１０４秒後付近から原子炉格納容器の圧力
を徐々低下させることができ、原子炉格納容器の圧力上
昇による危険な状態を回避することかできる。また原子
炉格納容器の蒸気をスタックより放出する際は、事前に
蒸気の放射レベルを低くするように放射能処理を施すの
で、放射能による汚染は防止される等の効果を有する。

【図面の簡単な説明】

第１図は小規模配管破断事故発生後の原子炉格納容器圧
力の変化を示すグラフ、第２図は本発明に係る原子炉格
納容器減圧装置の一笑施例の概略揚成図、第３図は同、
放出蒸気の放射能レベルが低い場合のその蒸気の放出経
路を示す作用説明図、第４図（ζ同、放出蒸気の放射能
レベルが高い場合のその蒸気の放出経路を示す作用説明
図である。１・・・原子炉格納容器、２・・・原子炉建屋、３・・
・原子炉圧力容器、４・・・再仇環ボ″ンゾ、５・・・
再循還ライン、６・・・主蒸気管、８・・・蒸気凝縮ラ
イン、１ｏ・・・圧力抑制プール、１３・・・−次冷却
ライン、２０・・・ベント媚、２１・・・スタック、２
ｚ・・・主系統吸込弁、乙・・・主系ａ止メ弁、　２４
・・・パイノξスライン、５川バイノξス吸込弁、２６
・・・フロワー、２７・・・放射性気体処理装置６″、
四・・リミイ・ξス止め弁、Ａ・・・配管破断箇所。

Claims

【特許請求の範囲】１、原子炉格納容器にスタックをベントラインにより接
続し、上記原子炉格納容器内の圧力が所定圧に達したと
きにこの原子炉格納容器内の蒸気を上記スタックより放
出してこの原子炉格納容器内の圧力を減圧するようにし
たことを特徴とする原子炉格納容器減圧装置。２、ベントラインは主系統止め弁を有し、この主系統止
め弁をバイパスするように・マイ・ξスラインを付設す
ると共に、このパイパスラインに放射性気体処理装置を
介装させてなり、原子炉格納容器内の蒸気が高レベルの
放射能濃度であるとき、この蒸気を上記パイパスライン
へ流通させて上記放射性気体処理装置によシ低レベルの
放射能濃度に処理してからスタックより放出して原子炉
格納容器内の圧力を減圧するようにしたことを特徴とす
る特許請求の範囲第１項に記載の原子炉格納容器減圧装
置。