JPS6175297A - 原子炉の格納容器内雰囲気制御装置 - Google Patents

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〕 本発明は原子炉の格納容器内雰囲気制御装置に関する。

〔発明の技術的背景〕

沸騰水型原子炉等の軽水炉では、冷却材喪失等の事故を
想定した場合、冷却水と過熱した燃料被覆管の間Ｃ二起
る水・ジルコニウム反応及び冷却水の放射線分解によっ
て水素及び散索の可燃性ガスが発生する恐れがある。も
し、これらのガスの濃度が可燃限界を越え、何らかの原
因（：よって燃焼が進行すると原子炉の格納容器の健全
性に支障をきたす恐れがある。そこで、従来は原子炉格
納容器内の雰囲気を、水素・酸素を反応させる再結合器
へ導き、再結合後再び原子炉格納容器へ環流す。

る可燃性ガス濃度制御装置を設置していた。壕だ窒素等
の不活性ガスを原子炉格納容器内に封入し相対的Ｃ二可
燃性ガスの分圧を低下させる方式も採用されていた。事
故時に原子炉格納容器内に放出された放射性物質は、原
子炉格納容器より漏洩しくその量は設計漏洩率により制
限されてはいる）、例えば沸騰水型原子カプラントの場
合（＝はさらに２次格納答器（原子炉浴）内（：蓄えら
れる。この原子炉塔内の放射性物質がさらに環項中に漏
洩することを防止する目的で非常用ガス処理装置が設置
されている。この非常用ガス処理装置は原子炉塔内の雰
囲気を排気ファンにより高性能チャコールフィルターを
通しスタックから高所放出する機能を有する。この装置
により原子炉塔内の圧力は大気よりも負圧に維持される
ため、原子炉塔内の放射性物質が直接環境に漏洩するこ
とのない設計となっている。

〔背景技術の問題点〕

一方前記事故後の水の放射線分解（＝よる水素・水素の
発生量は従来考えられていたよりもかなり小さい値であ
るという知見が得られたつまた再結合器を起動させるま
でにかなりの時間的余裕のあることが明らかになった。

そこで、従来原子力発電プラントごと）；設置されてい
た可燃性ガスａ度制御装置を複数の原子力発電プラント
間で共用し、可搬式等の形態にすることが考えらイしろ
。

可燃性ガス１度制御装置を可搬式（ニする等してプラン
ト間での共用を行った場合（＝は、事故時（＝他プラン
トからの可燃性ガス濃度制御Ｈａを使用することが可能
となり、プラント相互の安全性が高めら作るだけでなく
、原子力発電所サイト全体では可燃性ガス濃度制御装置
の数を低減できるという合理化の効果も期待できる。こ
のような安全装置のプラント間共用については、我が１
の［発電用軽水ｆ！ｉ原子炉施設に関する安全設計審１
指針Ｊ（昭和５２年６月１４日、原子力委員会）によっ
て、共用に上って安全機能を失うおそれのない場合（＝
限ってその実施が許容されているう従って、上述の可燃
性ガス濃度制御装置の共用に関しても安全上の機能に問
題が生じないことを確認する必要がある。しかしながら
、現状では以下（＝示すような安全上の問題点がある。

例えば沸祷水型原子力発電プラントの場合、前述のよう
≦二事故が発生すると原子炉塔内（＝は原子炉１次格納
容器（原子炉格納容器）から漏洩して来た放射性物質が
充満しているため、仮に運転員が可搬式の可燃性ガス濃
度制御装置を設置しようとして原子炉塔内に立ち入ろう
とすると、この運転員は大量の放射線被曝を受けてしま
い極めて危険である。また、事故後原子炉塔内は前述の
ように非常用ガス処理装置によって負圧に維持されてい
るが、運転員が原子炉塔内に可搬式の可燃性ガス濃度制
御装置を搬入するために、原子炉浴の機器搬入口を開け
る必要がある。このため原子炉塔内の負圧は急速に失わ
れてしまい、原子炉塔内に蓄わ見られていた大量の放射
性物質が環境へ漏出してしまうことになり、この点でも
極めて危険である。従って、可燃性ガス濃度制御装置を
可搬式等にしてプラント間で共用する場合（＝はその設
置場所は従来プラントと異なり事故ｉｔ二運転員の立ち
入りが許される原子炉塔外の場所にする必要がある。し
かし、可燃性ガス濃度制御装置を原子炉浴の外部Ｃ二設
置した場合、 この可燃性ガス濃度制御装置は事故後の高放射能濃度の
原子炉格納容器内の雰囲気を直接原子炉浴の外部に導い
て来ることＣ二なり、可燃性ガス濃度制御装置の弁、配
管接続部、プロアの軸封部等の個所より原子炉格納容器
内の高放射性雰囲気が原子炉浴の外部に直接漏洩する。

よって原子炉浴の果たすべき安全機能がこのリークによ
り失われてしまうことＣ；なり、やはり安全上はなはだ
好ましくない事Ｃ二なってしまう。　−〔 発明の目的〕 本発明の目的は、原子炉塔外に設置された可燃性ガス濃
度制御装置の周囲Ｃ二隔離壁を設は非常用ガス処理装置
の吸込配管から分岐した配管を接続すること（＝よって
この空間からも吸引可能とし、可燃性ガス濃度制御装置
を原子炉塔外に設置した場合でも事故時Ｃ：大量の放射
性物質を環境（：直接放出する虞のない原子炉の格納容
器内雰囲気制御装置を提供し、可燃性ガス濃度制御装置
等の安全装置の原子力発電プラント間の共用を可能にす
ることにある。

〔発明の概要〕

原子炉格納施設の外部に設置された可燃性ガス濃度制御
装置と、この可燃性ガス濃度制御装置を収納する隔離壁
に囲まれた空間部と、この空間部に雰囲気吸引循環浄化
装置が連結されてなることを特徴とする原子炉の格納容
器内雰囲気制御装置である。

なお原子炉格納施設とは原子炉圧力容器をほぼ気密にと
り囲んで設けられた施設を言う。（一般に人気圧に対し
負圧に維持されている。）沸騰水型原子力発電プラント
では原子炉格納容器及び原子炉浴（室）をさし、圧力水
型原子力発電プラントでは原子炉格納容器及びアニユラ
ス部をさす。

原子炉圧力容器をとり囲まず、独立（＝シてほぼ気密な
建物は原子炉格納施設ではない。

〔発明の実施例〕

以下、本発明の実施例を図面を参照して説明する。第１
図（：示す悼に原子炉圧力容器１を格納した原子炉−欠
格納容器２（＝は、可燃性ガスを吸引する配管ａの一端
が接続されている。事故後、可燃性ガス濃度制御装置Ｋ
を接続器（図示せず）を介し接続した状態では、上記配
管８の他端は弁５Ａ、　５Ｂを介しプロア４の吸込側（
：接続されている。

プロア４の吐出側は再結合器６の吸込側に接続され、こ
の再結合器６の吐出側は、冷却器７の吸込側（＝接続さ
れている。冷却器７の吐出側配管は、弁５Ｃ，５Ｄを介
し前記原子炉−欠格納容器２（：接続されている。

プロア４から冷却器７までの部分は、二次格納施設（原
子炉浴）８の外（：あるが、隔離壁９によって囲まれた
部屋（：ある。また、非常用ガス処理装置Ｈの二次格納
施設からの吸込配管１０から分岐した配管１１の他端が
弁１１Ａを介して上記隔離壁９の内部に接続されている
。この弁１１人は遠隔操作可能とすることもできる。

なお第１図は系統を示したもので、機器の大きさは正確
（；は示されていない。プロア４と再結合器６と冷却器
等からなる可燃性ガス濃度制御装置にはたて３ｍ、横２
ｍ、高さｚｍｓ度の移動可能なユニットであり（必要な
時、外部から持ち込み出来る。）、隔離壁９で囲まれた
部屋もこのユニットが収納出来る大きさであればよく、
可燃性ガス濃度制ａ装置にの搬出入口（図示せず）カミ
設けられている、非常用ガス処理装置Ｈはフィルター機
器１２とプロアー１３等からなり、可燃性ガス濃度制御
装置に比較して非常に大きい装置であり可動式ではない
。非常用ガス処理袋！）（の排気はスタック１４からな
される。

以下、本実施例の動作を説明する。冷却材喪失等の事故
が発生したと仮定した場合、前述のように可搬式等の形
態とした可燃性ガス濃度制御装置Ｋを接続し使用ｏｒ能
としだ後（＝、非常用ガス処理装置Ｈの攻込配管１０か
ら分岐した配管１１の弁１１Ａを開くことによって前記
隔離壁９の内部を大気圧に対し負圧に保つっその後、可
燃性ガス濃度制御装置Ｋに原子炉−次格納容器内の雰囲
気を循環させることにより、配管接続部分やプロア等力
１らの１洩があっても、隔離壁９の内部は負圧に維持さ
れているため、放射性物質は環境へ直接漏洩することは
ない。

従って事故後原子炉−欠格納容器２内（＝放出された放
射性物質が直接環境へ漏洩する危険性が回避される。ま
た、前記隔離壁９の内側は、二次格納施設外と同一の環
境条件であるため運転員は過度の被曝を受けることもな
く、ここに運転へか出入りしたとしても二次格納容器（
原子炉浴）の負圧が喪失する虞もない。

以上述べたよう１；、本発明（＝よる原子炉の格納容器
内雰囲気制御装置（＝よれば、原子炉の事故時に発生す
る水素及び酸素を反応させる可燃性ガス復変制御装置に
の設置（＝関して自由度をもたせつつ、原子力発電所周
辺（＝おける被曝線量を従来通りに抑えることができる
。よって可燃性ガス０度制装装置にの原子力発電プラン
ト間の共用が可能となる。これにより原子力発電プラン
ト間相互の安全性の強化と合理化が可能となる効果が得
られる。さらにこのようなプラント間共用を実施しても
、運転員及び一般公衆に過度の被曝を強いることがない
という従来の共用技術の欠点を解除できるという効果が
得られる。

第２図は本発明の他の実施例を示すもので、第１図と異
なるのは隔離壁９によって区画された可燃性ガス濃度制
御装置にの設置スペースをプラントごとに設けるのでは
なく隣接するプラントの二次格納施設８の間に共用建屋
１５として設ける点である。この共用建屋１５の中には
、可燃性ガス濃度制御装置にだけではなく非常用ガス処
理表置Ｈやこれらの装置に給電する非常用電源（図示せ
ず）等を設置することもできる、第２図ではこの共用建
屋１５が大きく描かれているが、実際は２次格納施設８
よりは非常に小さい。こわらの機器は、単一故障を想定
しても弁の切り替えにより、相互に代用できる枯造とな
って２９、隣接するプラントでの設置台数は最低２台で
よい。

本実施例のもう１つの特徴は、プラント間の共用を可燃
性ガス濃度制御装置にだけではなく、非常用ガス処理袋
５ｉ　Ｈに対しても実施している点である。

非常用ガス処理装置Ｈは事故直後より起動する必要があ
るため、可搬式としただけでは設置に時間的余裕がなく
、プラント間の共用は不可能であったが、本実施例によ
れば、共用室内にｂｕ口１−４ｎ　（内蔵）タイプとし
て設置できるため、プラント間の共用が可能となってい
る。

このように構成された本発明による原子炉の格納答器内
雰囲気制ａ装置（＝よれば、前記第１の実施例の効果に
加えて非常用ガス処理％ｌの共用（＝よる設置台数の削
減と、共用（＝よる建屋容積の減少によって、６設が容
易でその期間も短くなる。

また、共用機器の非常用電源を相互に利用すること（＝
なるため信頼性が向上するうさら１：、共用建屋１５内
の共用システムは可搬式の可燃性ガス濃度制御装置にも
含めて事実上ｂｕ目ｔ−４ｎタイプと同・櫟の機能とな
るため、事故後運転員による千人設置の手間と時間が不
要となり、運転員の不要な被曝を防止し、かつプラント
の安全性をさらに向上せしめる効果が得られるつ 以上述べた安全装置の共用に関する基本的な考え方とそ
の実施方法は、可燃性ガス濃度制御装置及び非常用ガス
処理４置とそれぞれ等価な安全装置（例えばＰＷＲプラ
ント（：於ける可燃性ガス濃度制御装置とアニユラス空
気再循環装置）を保有する他のいかなるプラントの形感
に対しても全く同Ｗ＋＝ａ用し得るものであることは勿
論である。

〔発明の効果〕

移動可能な町撚性ガス制鶴装置を設置しても原子炉格納
施設内の４囲気が直接環境ζ二漏洩することがなく、作
業員の被ばく址な従来迫りに抑えることが出来る。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施を示す系統図、第２図は他の実
施例を示す系統図である。 ｌ・・・原子炉圧力容器 ２・・・原子炉−欠格納容器 ４・・・プロア ６・・・再結合器 ７・・・冷却器 ８・−・二次格納施設（原子炉浴） ９・・・隔離壁 １０・・・非常用ガス処理系吸込配管 １１・・・分岐管 １５・・・共用建屋

Claims (4)

【特許請求の範囲】
1. （１）原子炉格納施設の外部に設置された可燃性ガス濃
   度制御装置と、この可燃性ガス濃度制御装置を収納する
   隔離壁に囲まれた空間部と、この空間部に雰囲気吸引循
   環浄化装置が連結されてなることを特徴とする原子炉の
   格納容器内雰囲気制御装置。
2. （２）可燃性ガス濃度制御装置と雰囲気吸引循環浄化装
   置は隣接する原子力発電プラント間で共用されてなるこ
   とを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の原子炉の格
   納容器雰囲気制御装置。
3. （３）雰囲気吸引循環浄化装置は、非常用ガス処理装置
   であることを特徴とする特許請求の範囲第１項または第
   ２項記載の原子炉の格納容器内雰囲気制御装置。
4. （４）雰囲気吸引循環浄化装置は、アニュラス空気再循
   環装置であることを特徴とする特許請求の範囲第１項ま
   たは第２項記載の原子炉の格納容器内雰囲気制御装置。