JPS6186677A - 原子炉用圧力容器の安全を高める方法と装置 - Google Patents
原子炉用圧力容器の安全を高める方法と装置Info
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- JPS6186677A JPS6186677A JP60205191A JP20519185A JPS6186677A JP S6186677 A JPS6186677 A JP S6186677A JP 60205191 A JP60205191 A JP 60205191A JP 20519185 A JP20519185 A JP 20519185A JP S6186677 A JPS6186677 A JP S6186677A
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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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
この発明は、原子炉建屋の中に設けられたプレストレス
トコンクリート圧力容器（以下１”ｌＱして））ＣＲＶ
とＮＣす）の圧力に関する安全りを漏め、放Ｊ’ ｔｉ
ｎが原子炉の周囲に漏出するのを防止する方法と装置に
関する。
トコンクリート圧力容器（以下１”ｌＱして））ＣＲＶ
とＮＣす）の圧力に関する安全りを漏め、放Ｊ’ ｔｉ
ｎが原子炉の周囲に漏出するのを防止する方法と装置に
関する。
月り」］の原子力発％、所ＴＨＴＲ−３００に於ては、
正常運転状態及び軽い非正常運転状態に際し、ＰＣＲＶ
及０・放射能を有する環υ；ｉ路から漏洩した冷却ｌｆ
スは、送風機を備えた環流装置及びフィイレタ装置を経
て煙突から排出される。
正常運転状態及び軽い非正常運転状態に際し、ＰＣＲＶ
及０・放射能を有する環υ；ｉ路から漏洩した冷却ｌｆ
スは、送風機を備えた環流装置及びフィイレタ装置を経
て煙突から排出される。
西独特許ＤＥ −ＰＳ ３２１２２６５明絹書には、原
子炉装置の建屋から放射能を除去する方法が開示されて
いる。該原子炉装置はガス４却式の高ｒ、ｚ、ｘ原子炉
、フィルタ装置、排出用の送風機及び煙突を有し、平常
運転時に生ずる冷却ガスの漏出を排出する６ＩＣ路設け
られている。１次循環路から多量の冷却ガスが漏出した
とき、原子炉建屋の圧力低下を確実に行ない、漏出した
上記冷却ガスをフィルタして外部に排出する周知の方法
は次のごとくである。すなわち、故障を生じ、そのため
に冷却ガスの著しい漏洩が行なわれると、通常の排出管
路は逆止弁の作用によって自動的に閉鎖され、原子炉建
屋の中の圧力が所定の値を越えると、上記排出管路すな
わち第１の排出管路とほぼ平行に延出する第２の排出管
路は自動的、又は手動操作によって開かれる。又上記第
２の排出管路の中には、ガス状の核分裂生成物及び浮遊
物を沈積させるだめの熱分解装置が設けられている。
子炉装置の建屋から放射能を除去する方法が開示されて
いる。該原子炉装置はガス４却式の高ｒ、ｚ、ｘ原子炉
、フィルタ装置、排出用の送風機及び煙突を有し、平常
運転時に生ずる冷却ガスの漏出を排出する６ＩＣ路設け
られている。１次循環路から多量の冷却ガスが漏出した
とき、原子炉建屋の圧力低下を確実に行ない、漏出した
上記冷却ガスをフィルタして外部に排出する周知の方法
は次のごとくである。すなわち、故障を生じ、そのため
に冷却ガスの著しい漏洩が行なわれると、通常の排出管
路は逆止弁の作用によって自動的に閉鎖され、原子炉建
屋の中の圧力が所定の値を越えると、上記排出管路すな
わち第１の排出管路とほぼ平行に延出する第２の排出管
路は自動的、又は手動操作によって開かれる。又上記第
２の排出管路の中には、ガス状の核分裂生成物及び浮遊
物を沈積させるだめの熱分解装置が設けられている。
本発明は上記従来技術を出発点として得られたもので、
解決しようとする問題点は１発明の詳細な説明の頭初に
記載された構成を有する原子炉装置に適用され、過大な
圧力負荷に十分耐えられる原子炉用のＰＣＲＶを保獲す
る方法と装置を提供することにある。
解決しようとする問題点は１発明の詳細な説明の頭初に
記載された構成を有する原子炉装置に適用され、過大な
圧力負荷に十分耐えられる原子炉用のＰＣＲＶを保獲す
る方法と装置を提供することにある。
上述の問題点を解決するために、この発明は次の方法を
とシ、かつこの方法を行なう装置を用いる。上記方法と
は次の如くである。
とシ、かつこの方法を行なう装置を用いる。上記方法と
は次の如くである。
すなわちＰＣＲＶの内部にガス冷却式の高温原子炉と、
蒸気発生器と、送風機を収容するとともに、原子炉建屋
の中に、ガス清浄装置と、該ガス清浄装置と連結された
冷却ガスを収容するタンクと、フィルタ装置を介して煙
突に結合される環流装置を有し、放射能が外部に漏出す
るのを阻止する、原子炉建屋の中に配置され九ＰＣＲＶ
の安全を高めるために、次に示す特徴ある方法を用いる
。すなわち、 ＰＣＲＶの中に圧力上昇を生じた時、該
圧力容器は、先ずガス清浄装置と送風機を介して冷却ガ
スを冷却ガスを収容するタンクに送シこみ、上記圧力が
所定の第１の圧力を越えて上昇すると、冷却ガスによっ
て通常運転時には閉鎖している安全弁と逆止め弁を備え
てＰＣＲＶから延出する排出管路は少くとも自動的に開
放され、冷却ガスは上記ガス清浄装置をバイパスして冷
却ガス用の上記タンクの中に送シ込まれＰＣＲＶ内の圧
力の低下が行なわれる。
蒸気発生器と、送風機を収容するとともに、原子炉建屋
の中に、ガス清浄装置と、該ガス清浄装置と連結された
冷却ガスを収容するタンクと、フィルタ装置を介して煙
突に結合される環流装置を有し、放射能が外部に漏出す
るのを阻止する、原子炉建屋の中に配置され九ＰＣＲＶ
の安全を高めるために、次に示す特徴ある方法を用いる
。すなわち、 ＰＣＲＶの中に圧力上昇を生じた時、該
圧力容器は、先ずガス清浄装置と送風機を介して冷却ガ
スを冷却ガスを収容するタンクに送シこみ、上記圧力が
所定の第１の圧力を越えて上昇すると、冷却ガスによっ
て通常運転時には閉鎖している安全弁と逆止め弁を備え
てＰＣＲＶから延出する排出管路は少くとも自動的に開
放され、冷却ガスは上記ガス清浄装置をバイパスして冷
却ガス用の上記タンクの中に送シ込まれＰＣＲＶ内の圧
力の低下が行なわれる。
ＰＣＲＶ内の圧力が所定の上記第１の圧力を越えて更に
第２の所定圧力以上になると、該圧力は安全弁と逆止め
弁の間で排出管路に接続されて平常時には破裂式の安全
板によって閉鎖されている流管を介して環流装置の中に
送シ込まれ（このとき安全板は流通可能の状態となって
いる）。
第２の所定圧力以上になると、該圧力は安全弁と逆止め
弁の間で排出管路に接続されて平常時には破裂式の安全
板によって閉鎖されている流管を介して環流装置の中に
送シ込まれ（このとき安全板は流通可能の状態となって
いる）。
上記タンクは逆止め弁によって空にならぬように保持さ
れている。
れている。
上記説明による本発明の効果は後に〔この発明の効果〕
の項に記載されているが、なお詳細な構成とその効果に
ついての説明を以下に附記する。
の項に記載されているが、なお詳細な構成とその効果に
ついての説明を以下に附記する。
すなわちこの発明に関し、ＰＣＲＶに少くとも１個の安
全弁作用の冗長性を増すために使用し。
全弁作用の冗長性を増すために使用し。
この安全弁によってＰＣＲＶ内の圧力上昇が所定値に達
しだとき漏出する冷却ガスの排出を行なう技術が提案さ
れていた。この場合上記冷却ガスの排出はフィルタ及び
送風機を備えた排出用の管路を経て直接に行なわれるか
（第１の場合と記す）、又上記安全弁により−ご原子炉
建屋の中に放出され、このとき冷却ガスは部分的に空気
と混合され、ついにはフィルタ装置を経て煙突に導かれ
る（第２の場合と記す）。
しだとき漏出する冷却ガスの排出を行なう技術が提案さ
れていた。この場合上記冷却ガスの排出はフィルタ及び
送風機を備えた排出用の管路を経て直接に行なわれるか
（第１の場合と記す）、又上記安全弁により−ご原子炉
建屋の中に放出され、このとき冷却ガスは部分的に空気
と混合され、ついにはフィルタ装置を経て煙突に導かれ
る（第２の場合と記す）。
しかし上記第１の場合には、約２５０〜３５０ ’Ｃの
混合されない高温度の冷却ガスが、放射能の漏出を阻止
するフィルタ装置に損傷を与え、そのために、フィルタ
されない冷却ガスが外部に放出されるという危険が生じ
、第２の場゛合には、原子炉の全建屋が冷却ガスの作用
を受け、そのだめにノーとえば修理のために人が原子炉
建屋の中に立入ることは不可能となるという欠点を生じ
た。
混合されない高温度の冷却ガスが、放射能の漏出を阻止
するフィルタ装置に損傷を与え、そのために、フィルタ
されない冷却ガスが外部に放出されるという危険が生じ
、第２の場゛合には、原子炉の全建屋が冷却ガスの作用
を受け、そのだめにノーとえば修理のために人が原子炉
建屋の中に立入ることは不可能となるという欠点を生じ
た。
本発明の方法及び装置は上記欠点を回遊するＩ’；、
ｆｉＬｌを有［７、又安全弁が開状態のままとなったと
きにも、１次循環路が空の状態となって故障が拡大され
ることはない。従ってタンクに収容され、安全弁を通し
て漏出した冷却ガス（ヘリウム）は失われず、その結果
経済面での損害は少く、又冷却ガスを充填するために、
原子炉を長期間停止させる必要性が生ずることはない。
ｆｉＬｌを有［７、又安全弁が開状態のままとなったと
きにも、１次循環路が空の状態となって故障が拡大され
ることはない。従ってタンクに収容され、安全弁を通し
て漏出した冷却ガス（ヘリウム）は失われず、その結果
経済面での損害は少く、又冷却ガスを充填するために、
原子炉を長期間停止させる必要性が生ずることはない。
冷却ガス用のタンクは内部に該冷却ガスを受入れるよう
に形成され、ここに冷却ガスを畜えておくために用いら
れるものでないので、１次’Ｊ ９路に冷却ガスの充填
が行なわれると、冷却用のタンクは直ちに使用すること
ができる。
に形成され、ここに冷却ガスを畜えておくために用いら
れるものでないので、１次’Ｊ ９路に冷却ガスの充填
が行なわれると、冷却用のタンクは直ちに使用すること
ができる。
又、この発明の上記方法を実施する装置は次のように形
成される。すなわち、それぞれの排出管路に設けられた
安全弁は、 ＰＣＲＶの近接場所に取付けられ、安全弁
とＰＣＲＶとの間の管路は傷害を受けるのを少くするた
めに被覆されている。
成される。すなわち、それぞれの排出管路に設けられた
安全弁は、 ＰＣＲＶの近接場所に取付けられ、安全弁
とＰＣＲＶとの間の管路は傷害を受けるのを少くするた
めに被覆されている。
又各排出管路に対する抽気部は、１次循環路の蒸気発生
器の出口とこれに対応する送風機の入口の間に設けられ
るのが好ましい。このようにすると、安全弁に向かうガ
ス流は常に、蒸気発生器の高温の表面を流れ、核分裂生
成物の多くの部分は蒸気発生器の比較的低温の管上に堆
積する。又その他、ガスの冷却も行なわれる。
器の出口とこれに対応する送風機の入口の間に設けられ
るのが好ましい。このようにすると、安全弁に向かうガ
ス流は常に、蒸気発生器の高温の表面を流れ、核分裂生
成物の多くの部分は蒸気発生器の比較的低温の管上に堆
積する。又その他、ガスの冷却も行なわれる。
排出管路はＰＣＲＶから下方に延出するように設けられ
ている。
ている。
この発明の装置には、破裂式の安全弁と直列に接続され
た閉止弁が取付けられている。該閉止弁ｉｉｘ、ｙ−常
運転時には開状態になるように定められ１手動縁作によ
るか又は印加される圧力が所定の最低圧力以下になると
きにのみ閉鎖される。この閉止弁の作用によシ、１次循
環路は再び閉じ込まれた状態となる。
た閉止弁が取付けられている。該閉止弁ｉｉｘ、ｙ−常
運転時には開状態になるように定められ１手動縁作によ
るか又は印加される圧力が所定の最低圧力以下になると
きにのみ閉鎖される。この閉止弁の作用によシ、１次循
環路は再び閉じ込まれた状態となる。
更にこの発明のガス清浄装置はＰＣＲＶの内部と冷却ガ
ス循環路を介して結合される。該循環路には送風機と、
ＰＣＲＶを閉鎖するための冗長性を附された閉止弁が取
付けられている。
ス循環路を介して結合される。該循環路には送風機と、
ＰＣＲＶを閉鎖するための冗長性を附された閉止弁が取
付けられている。
本発明の装置に矛謁する環流装置には送風様と冷却機が
設けられ、排気管路（該管路には前述のフィルタ装置の
他に送風機が設けられている）を介して排出用の煙突に
結合されている。上記排出管路に接続された管路は、流
れ方向に見て冷却様の前（１１，１１に於て環流装置に
接続される。従って核分裂生成物は冷却機の上に堆積さ
れる。
設けられ、排気管路（該管路には前述のフィルタ装置の
他に送風機が設けられている）を介して排出用の煙突に
結合されている。上記排出管路に接続された管路は、流
れ方向に見て冷却様の前（１１，１１に於て環流装置に
接続される。従って核分裂生成物は冷却機の上に堆積さ
れる。
排気管路とｔ’ｔは平行に、原子炉建屋のために圧力負
荷を軽減する手段が設けられており、上記手段は少くと
も１個の逆止め弁叉はルーパ弁から形成されている。
荷を軽減する手段が設けられており、上記手段は少くと
も１個の逆止め弁叉はルーパ弁から形成されている。
高温ガス（時にＦｉ５００℃以上になることもある）が
流入する際に、冷却ガス用のタンクの温度上昇が過大に
なるのを回避するために、複数個のタンクは直列に接続
されるのが好ましく、又第１のタンク内に熱エネルギを
蓄積する詰め物を堆積させるのが好ましい。上記詰め物
としてはグラファイト球又は船球を用いることができる
。上記の措置によって、冷却ガス用のタンクを印加され
る熱負荷に対して十分に耐えるように股引することがで
きる。
流入する際に、冷却ガス用のタンクの温度上昇が過大に
なるのを回避するために、複数個のタンクは直列に接続
されるのが好ましく、又第１のタンク内に熱エネルギを
蓄積する詰め物を堆積させるのが好ましい。上記詰め物
としてはグラファイト球又は船球を用いることができる
。上記の措置によって、冷却ガス用のタンクを印加され
る熱負荷に対して十分に耐えるように股引することがで
きる。
次に添付した配ｃｒＩｌに従ってこの発明の方法と装置
を説明する。図に於て、プレストレストコンクリート圧
力容器すなわちｐｃＲＶ １は内部に高温原子炉２を収
容し、その炉心には冷却ガスであるヘリウムが上から下
に向けて流されている。又品温原子炉２の内部には複数
個の蒸気発生器３及び該蒸気発生器に対応する送風機４
が配設されている（図には両者３及び４は１個ずつ画か
れている）。図の５はＰＣＲＶ Ｉを収容する原子炉建
屋であるが、図面を簡単にするために一部のみが示され
ている。
を説明する。図に於て、プレストレストコンクリート圧
力容器すなわちｐｃＲＶ １は内部に高温原子炉２を収
容し、その炉心には冷却ガスであるヘリウムが上から下
に向けて流されている。又品温原子炉２の内部には複数
個の蒸気発生器３及び該蒸気発生器に対応する送風機４
が配設されている（図には両者３及び４は１個ずつ画か
れている）。図の５はＰＣＲＶ Ｉを収容する原子炉建
屋であるが、図面を簡単にするために一部のみが示され
ている。
ガス清浄装信６は冷却ガス循環路７によってＰＣＲＶｌ
の内部に連結される。ガス循環路７には、冗長性を有し
て作動する２個の閉止弁１０，１１及Ｏ・送）Ｍ：１．
Ｂ’ｔ ｃｔが設けられ、冷却ガスは上記送風機によ
り、高温原子炉２の１次循環路１２から送られる冷却ガ
スを一時的に収容する多くのタンク８から成るガス収容
装置に送られる。タンク８は直列に接続され、第１のタ
ンク８には熱エネルギを吸収する詰物１３たとえば黒鉛
又は銅製の球の堆積が形成されている。図の送風機１４
は８敦に応じてタンク８内の冷却ガスを、再び上記高温
原子炉２の１次０６３Ｊ路１２に送り返すことができる
。ガス清浄装置６とタンク８と環流装置１５は、原子炉
建屋５の中に収容され、環流装置１５には送風機１６、
冷却機１７及び配管系１８が含まれている。排気管路１
９にはフィルタ装置２１及び送風機２２を備え。
の内部に連結される。ガス循環路７には、冗長性を有し
て作動する２個の閉止弁１０，１１及Ｏ・送）Ｍ：１．
Ｂ’ｔ ｃｔが設けられ、冷却ガスは上記送風機によ
り、高温原子炉２の１次循環路１２から送られる冷却ガ
スを一時的に収容する多くのタンク８から成るガス収容
装置に送られる。タンク８は直列に接続され、第１のタ
ンク８には熱エネルギを吸収する詰物１３たとえば黒鉛
又は銅製の球の堆積が形成されている。図の送風機１４
は８敦に応じてタンク８内の冷却ガスを、再び上記高温
原子炉２の１次０６３Ｊ路１２に送り返すことができる
。ガス清浄装置６とタンク８と環流装置１５は、原子炉
建屋５の中に収容され、環流装置１５には送風機１６、
冷却機１７及び配管系１８が含まれている。排気管路１
９にはフィルタ装置２１及び送風機２２を備え。
環流装置１５は該排気管路１９を介して、排気用の煙突
２０に接続される。又上記排気管路１９と平行に、逆止
め弁２４を備えた放出管路２３が設げられ、この放出管
路２３も煙突２０ＶＣ連通している。
２０に接続される。又上記排気管路１９と平行に、逆止
め弁２４を備えた放出管路２３が設げられ、この放出管
路２３も煙突２０ＶＣ連通している。
ガス循環路７と並列に、ガス清浄装置７と送風機９をバ
イパスする排出管路２５が設けられ、該排出管路２５は
ＰＣＲＶ Ｊの内部とタンク８を連結する。又上記排出
管路２５には安全弁２６と逆止め弁２７が含まれている
。安全弁２６はＰＣＲＶ Ｊのすぐ近い場所に配置され
、ＰＣＲＶ ｌと安全弁２６間の管路部分２５ｍには、
事故防止用の被顧が施されている。
イパスする排出管路２５が設けられ、該排出管路２５は
ＰＣＲＶ Ｊの内部とタンク８を連結する。又上記排出
管路２５には安全弁２６と逆止め弁２７が含まれている
。安全弁２６はＰＣＲＶ Ｊのすぐ近い場所に配置され
、ＰＣＲＶ ｌと安全弁２６間の管路部分２５ｍには、
事故防止用の被顧が施されている。
排出管路２５の抽気部２８は、１次循環路１２の中に於
て蒸気発生器３の出口と送風ＰＡ４の間に設けられる。
て蒸気発生器３の出口と送風ＰＡ４の間に設けられる。
排出管路２５は下方に延びてＰＣＲＶＪの外に出て安全
弁２６に至る。安全弁に向かって流れる冷却ガスは、常
に蒸気発生器３の面温度の表面をすぎて流れ、１次循環
路１２の中の核分裂生成物の多くの部分は、冷却されて
比奴的低温度にある蒸気発生器の管の上に堆積する。
弁２６に至る。安全弁に向かって流れる冷却ガスは、常
に蒸気発生器３の面温度の表面をすぎて流れ、１次循環
路１２の中の核分裂生成物の多くの部分は、冷却されて
比奴的低温度にある蒸気発生器の管の上に堆積する。
安全弁２６と逆止め弁２７の中間の位置から接続管路２
９が分岐し、該接続管路２９は前記環流装ｊｊＪ １５
に連通され、その結合は冷却機１７の前方（ｎ Ｅｌに
於て行なわれ、ここには核分裂生成物の堆積が生ずる。
９が分岐し、該接続管路２９は前記環流装ｊｊＪ １５
に連通され、その結合は冷却機１７の前方（ｎ Ｅｌに
於て行なわれ、ここには核分裂生成物の堆積が生ずる。
接続管路２９には閉止弁、７）と直列に接続さに、高圧
力の印加に際して破れる板を用いた安全板（Ｂｅｒｓｔ
ｓｃｈｅｉｂｅ ） ３０が設けられ、該安全板３０は
通常運転時には回状ｊ）”ｊ二にある閉止弁３１と直列
に接続されている。
力の印加に際して破れる板を用いた安全板（Ｂｅｒｓｔ
ｓｃｈｅｉｂｅ ） ３０が設けられ、該安全板３０は
通常運転時には回状ｊ）”ｊ二にある閉止弁３１と直列
に接続されている。
上記閉止弁３ノは所定圧力、たとえば５パール以下の圧
力では、手動操作によってのみ閉釦できる番Ｃすぎない
。
力では、手動操作によってのみ閉釦できる番Ｃすぎない
。
次にこの発明の装置及びその作用について説明する。Ｐ
ＣＲＶＪに故障を生じ、１次循環路１２の圧力が上昇し
たとき、ガス清浄装置６と送風機９を備えた冷却ガス循
環路７を介して冷却ガスがタンク８に流れ、 ＰＣＲＶ
Ｊの圧力の降下が行なわれる。
ＣＲＶＪに故障を生じ、１次循環路１２の圧力が上昇し
たとき、ガス清浄装置６と送風機９を備えた冷却ガス循
環路７を介して冷却ガスがタンク８に流れ、 ＰＣＲＶ
Ｊの圧力の降下が行なわれる。
ガス清浄装ｆＲ６に故障を生じたシ、又は閉止弁１０及
び１１が閉鎖したままであって、上記の圧力低下動作が
行なわれないときは、安全弁２６に印加される圧力が上
昇し、この上昇が所定の値を越えたときには、開状態に
ある逆止め弁２７が動作し、該弁２７を介して、タンク
８内に冷却ガスが直接放出されｔ７ＰＣＲｖ１の圧力低
下が実現する。
び１１が閉鎖したままであって、上記の圧力低下動作が
行なわれないときは、安全弁２６に印加される圧力が上
昇し、この上昇が所定の値を越えたときには、開状態に
ある逆止め弁２７が動作し、該弁２７を介して、タンク
８内に冷却ガスが直接放出されｔ７ＰＣＲｖ１の圧力低
下が実現する。
ＰＣＲＶｌ内の圧力が更に上昇すると、安全板３０によ
る安全の確保が行なわれる。すなわちこのとき、安全板
３０の作動によって冷却ガスが環流装置１５の中に流入
する。しかしすでに冷却ガスが充満されたタンク８は、
逆止め弁２７０作用によって空状態となることはない。
る安全の確保が行なわれる。すなわちこのとき、安全板
３０の作動によって冷却ガスが環流装置１５の中に流入
する。しかしすでに冷却ガスが充満されたタンク８は、
逆止め弁２７０作用によって空状態となることはない。
安全弁２６の動作圧力はＰＣＲＶ １の設計圧力と等し
く形成され、安全板３０の動作圧力は上記設計圧力の約
１０％増しの圧力に定められている。それは、この圧力
は仮想的な事故に於てはなお生ずるからである。接続管
路２９に安全板３０を使用することは必要なことである
。′それは、上記動作圧力は装置を長期間全面的に停止
し、残留発熱の除去が開始されるときにのみ生ずる圧力
で、そのためにＰＣＲＶが長期間にわたって損障を受け
るからである。ＰＣＲＶＪの上記高圧による損傷を回避
するために、１次循環路１２の圧力を大巾に低下させる
ことは有意義であり、かつ必要である。閉止弁３ノの作
用により１次循環路１２は再ひ閉鎖される。
く形成され、安全板３０の動作圧力は上記設計圧力の約
１０％増しの圧力に定められている。それは、この圧力
は仮想的な事故に於てはなお生ずるからである。接続管
路２９に安全板３０を使用することは必要なことである
。′それは、上記動作圧力は装置を長期間全面的に停止
し、残留発熱の除去が開始されるときにのみ生ずる圧力
で、そのためにＰＣＲＶが長期間にわたって損障を受け
るからである。ＰＣＲＶＪの上記高圧による損傷を回避
するために、１次循環路１２の圧力を大巾に低下させる
ことは有意義であり、かつ必要である。閉止弁３ノの作
用により１次循環路１２は再ひ閉鎖される。
複数個のタンク８がたとえば約１５０乃至２００バール
の圧力に設語されておシ、該タンク８がすべての冷却ガ
スを収容可能である場合には、計タンク８内の冷却ガス
は１次循環路の約２５乃至３３チの自山谷積を有する。
の圧力に設語されておシ、該タンク８がすべての冷却ガ
スを収容可能である場合には、計タンク８内の冷却ガス
は１次循環路の約２５乃至３３チの自山谷積を有する。
すなわち、冷却ガスをタンク８の中に流入させることに
より、圧力上昇を生ずる故障が１次循環路に生じても、
放射能の漏出が発生することはない。
より、圧力上昇を生ずる故障が１次循環路に生じても、
放射能の漏出が発生することはない。
次に特に、残留発熱除去装置及びライナ冷却装置が故障
して、１次循環路１２の温度が上昇し、圧力の上昇が生
ずるという仮想的の事故を考える。冷却ガスの圧力がた
とえば５０バールであるときは、安全弁２６は５５バ一
ル以上、安全板３０は６０パ一ル以上に調整され、従っ
て発生し得る圧力上昇はＰＣＲＶ １とタンク８を結合
するシステムの定常運転圧力の約１６６倍（この値は−
”−Ｘ １．３３という式によって算出された）となる
。定帛運転時のほぼ１．６倍の圧力上昇を来たした結果
化ずる１次循環路１２の温度に基づいて全ての残留発熱
はライナ冷却システムを介して容易に送出される。上記
の作用によって仮想される広い範囲の故障に於て、放射
能が外部に漏出することはない。
して、１次循環路１２の温度が上昇し、圧力の上昇が生
ずるという仮想的の事故を考える。冷却ガスの圧力がた
とえば５０バールであるときは、安全弁２６は５５バ一
ル以上、安全板３０は６０パ一ル以上に調整され、従っ
て発生し得る圧力上昇はＰＣＲＶ １とタンク８を結合
するシステムの定常運転圧力の約１６６倍（この値は−
”−Ｘ １．３３という式によって算出された）となる
。定帛運転時のほぼ１．６倍の圧力上昇を来たした結果
化ずる１次循環路１２の温度に基づいて全ての残留発熱
はライナ冷却システムを介して容易に送出される。上記
の作用によって仮想される広い範囲の故障に於て、放射
能が外部に漏出することはない。
又更に、故障時の動作に於て、安全弁２６が誤った動作
によって開放状態のままとなったときにも、この発明を
用いた原子炉装置はほぼ不都合な影響を受けることなし
に規定通シに運転を開始し、そのとき核分裂生成物を漏
出することはないという効用を得ることができる。
によって開放状態のままとなったときにも、この発明を
用いた原子炉装置はほぼ不都合な影響を受けることなし
に規定通シに運転を開始し、そのとき核分裂生成物を漏
出することはないという効用を得ることができる。
又発生の確率が非常に少いと考えられる次の場合、すな
わち残留発熱除去装置およびライナ冷却装置が長期間停
止した場合に於ては、圧力は簀全＋ル３０の！？ＩＵ作
圧力に達し、ＰＣＲＶ １の内部圧力は、環流装置１５
及び排気管路１９の動作により更に低下される。すでに
記載したように。
わち残留発熱除去装置およびライナ冷却装置が長期間停
止した場合に於ては、圧力は簀全＋ル３０の！？ＩＵ作
圧力に達し、ＰＣＲＶ １の内部圧力は、環流装置１５
及び排気管路１９の動作により更に低下される。すでに
記載したように。
閉止弁は通常押軸時には開状態に維持され、所定の最小
圧力となったときにのみ閉鎖状態に変換される。
圧力となったときにのみ閉鎖状態に変換される。
この発明の効果は、先ず放射能の【’ｌ＋＋出を阻止す
るフィルタ装置が、混合されない高温度の冷却ガスによ
ってＪ［ｉ傷を受けることなく、フィルタ作用を受けな
い冷却がスが外周に放出されないこと、 ＰＣＲＶ内の
圧力の許容（１１ｉ以上の上昇が阻止されること、原子
炉建屋全体が冷却ガスの作用を受けて、該原子炉建屋に
はいれなくなるという不都合を生じないこと、その他Ｐ
ＣＲＶ内に設けられた安全弁が開状態になるという故障
を生じ第１次項流路が空になるという不都合が生じない
こと、及び冷却ガス用タンク内に収容された冷却ガス（
ヘリウム）は、漏出することなく、従って経済的損失を
僅少にすることができること、及び事故の発生を減少さ
せて原子炉？ｃ Ｌｆｊｌの安全性を高めることが可能
であること、である。
るフィルタ装置が、混合されない高温度の冷却ガスによ
ってＪ［ｉ傷を受けることなく、フィルタ作用を受けな
い冷却がスが外周に放出されないこと、 ＰＣＲＶ内の
圧力の許容（１１ｉ以上の上昇が阻止されること、原子
炉建屋全体が冷却ガスの作用を受けて、該原子炉建屋に
はいれなくなるという不都合を生じないこと、その他Ｐ
ＣＲＶ内に設けられた安全弁が開状態になるという故障
を生じ第１次項流路が空になるという不都合が生じない
こと、及び冷却ガス用タンク内に収容された冷却ガス（
ヘリウム）は、漏出することなく、従って経済的損失を
僅少にすることができること、及び事故の発生を減少さ
せて原子炉？ｃ Ｌｆｊｌの安全性を高めることが可能
であること、である。
明細用に添付された維−の図面は、この発明の方法と装
置を説明するだめに示す管路図である０ １・・・プレストレストコンクリート圧力容器（ＰＣＲ
Ｖ ）、３・・・蒸気発生器、４・・・送風機、５・・
・原子炉建屋、６・・・ガス清浄装置、７・・・冷却ガ
ス循環路、８・・・タンク、９・・・送風機、１０・・
・閉止弁、１１・・・閉止力、１２・・・１次循環路、
１３・・・詰め物、１４・・・送風機、１５・・・環流
装置、１６・・・送風機、Ｊ７・・・冷却機、１９・・
・排気管路、２０・・・煙突、２３・・・放出管路、２
４・・・逆止め弁、２５・・・排出管路、２５＆・・・
管路部分、２６・・・安全弁、２７・・・逆止め弁、２
８・・・抽気部、３０・・・安全弁、３１・・・閉止弁
。
置を説明するだめに示す管路図である０ １・・・プレストレストコンクリート圧力容器（ＰＣＲ
Ｖ ）、３・・・蒸気発生器、４・・・送風機、５・・
・原子炉建屋、６・・・ガス清浄装置、７・・・冷却ガ
ス循環路、８・・・タンク、９・・・送風機、１０・・
・閉止弁、１１・・・閉止力、１２・・・１次循環路、
１３・・・詰め物、１４・・・送風機、１５・・・環流
装置、１６・・・送風機、Ｊ７・・・冷却機、１９・・
・排気管路、２０・・・煙突、２３・・・放出管路、２
４・・・逆止め弁、２５・・・排出管路、２５＆・・・
管路部分、２６・・・安全弁、２７・・・逆止め弁、２
８・・・抽気部、３０・・・安全弁、３１・・・閉止弁
。
Claims (9)
- （１）プレストレストコンクリート圧力容器の内部にガ
ス冷却式の高温原子炉と、蒸気発生器と、送風機を収容
するとともに、原子炉建屋の中に、ガス清浄装具と、該
ガス清浄装置と連結され冷却ガスを収容するタンクと、
フィルタ装置を介して煙突に結合される環流装置を有し
、放射能が外部に漏出するのを阻止する、原子炉建屋の
中に配置された原子炉用圧力容器の安全を高める方法に
於て； プレストレストコンクリート圧力容器（１）の中に圧力
上昇を生じた時、該圧力容器（１）は、先ずガス清浄装
置（６）と送風機（９）を介して冷却ガスをタンク（８
）に送り込むこと、 上記圧力が所定の第１の圧力を越えて上昇すると、冷却
ガスによって通常運転時に閉鎖している安全弁（２６）
と逆止め弁（２７）を備えてプレストレストコンクリー
ト圧力容器（１）から延出する排出管路（２５）は少く
とも自動的に開放され、冷却ガスは上記ガス清浄装置（
６）をパイパスして冷却ガス用のタンク（８）の中に送
り込まれること、プレストレストコンクリート圧力容器
（１）の圧力が所定の上記第１の圧力を越え、更に第２
の所定圧力以上となったときは、該圧力は安全弁（２６
）と逆止め弁（２７）の間で排出管路（２５）に接続さ
れて平常時には破裂式の安全板（３０）によって閉鎖さ
れている接続流管（２９）を介して環流装置（１５）の
中に送り込まれること、及び上記タンク（８）は、逆止
め弁（２７）によって空にならぬように保持されている
こと、 を特徴とする原子炉用圧力容器の安全を高める方法。 - （２）原子炉建屋と、 該原子炉建屋の中に配置され、内部にガス冷却式の高温
原子炉と、蒸気発生器と、送風機を収容するプレストレ
ストコンクリート圧力容器と； 上記原子炉建屋の中に配置され、ガス清浄装置と、該ガ
ス清浄装置と連結された冷却ガス用のタンクと、フィル
タ装置を介して冷却ガス用の煙突に結合される環流装置
を具備し、放射能が外部に漏出するのを阻止する、原子
炉建屋の中に配置された原子炉用圧力容器の安全を高め
る装置に於て； 上記プレストレストコンクリート圧力容器（１）の中に
圧力上昇を生じた時、冷却ガスを先ずガス清浄装置（６
）と送風機（９）を介してタンク（８）に送り込む手段
と； 上記プレストレストコンクリート圧力容器の圧力が所定
の第１の圧力を越えて上昇したとき、冷却ガスの作用に
よって通常運転時に閉鎖している安全弁（２６）と逆止
め弁（２７）を備え、かつプレストレストコンクリート
圧力容器（１）から延出する排出管路（２５）を少くて
も自動的に開放し、冷却ガスを上記ガス清浄装置（６）
をバイパスして冷却ガスを収容するタンク（８）の中に
送りこむ手段と； プレストレストコンクリート圧力容器（１）の圧力が上
記第１の圧力を越え、更に第２の所定圧力以上となった
ときは、該圧力を、安全弁（２６）と逆止め弁（２７）
の間で排出管路（２５）に接続されて平常時には破裂式
の安全板（３０）によって閉鎖されている接続流管（２
９）を介して、環流装置（１５）の中に送りこむ手段と
； 上記タンク（８）を逆止め弁（２７）を介して空になら
ぬように保持する手段、 を有することを特徴とするプレストレストコンクリート
圧力容器の安全を高める装置。 - （３）上記排出管路（２５）に設けられた安全弁（２６
）はプレストレストコンクリート圧力容器（１）の近接
位置に配置され、安全弁（２６）とプレストレストコン
クリート圧力容器（１）の間の管路部分（２５ａ）は故
障を生ぜぬように設計されるとともに、故障防止のため
に周囲に被覆が施されていること、 を特徴とする特許請求の範囲第（２）項に記載の装置。 - （４）原子炉の１次循環路（１２）の各排出管路（２５
）の抽気部（２８）は多くの蒸気発生器（３）の中の１
個の流出口と、これに対応する送風機（４）の流入口の
間に設けられていること、 を特徴とする特許請求の範囲第（２）項に記載の装置。 - （５）上記安全板（３０）は、通常の時は開状態にある
閉止弁（３１）と直列に接続されていること、を特徴と
する特許請求の範囲第（２）項に記載の装置。 - （６）上記ガス清浄装置（６）は冷却ガス循環路（７）
によってプレストレストコンクリート圧力容器（１）の
内部と連結され、上記ガス循環路（７）には少くとも１
個の送風機（９、１４）が冗長性を形成するように１対
の閉止弁（１０、 １１）とともに設けられ、該閉止弁（１０、１１）はプ
レストレストコンクリート圧力容器（１）の閉鎖を行う
ことが可能であること、 を特徴とする特許請求の範囲第（２）項に記載の装置。 - （７）上記環流装置（１５）には、送風機（１６）と冷
却機（１７）が設けられ、ガス流の上流側位置には排出
管路（２５）に接続された接続管路（２９）が接続され
、又該送風機（１６）と冷却機（１７）の下流側にはフ
ィルタ装置（２１）と通風機（２２）を介して排出用の
煙突（２０）に排気管路（１９）が環流装置（１５）か
ら延出していること を特徴とする特許請求の範囲第（２）項に記載の装置。 - （８）排気管路（１９）とほぼ平行に原子炉建屋（５）
と煙突（２０）を結合する放出管路（２３）を備えてお
り、該放出管路（２３）の中に少くとも１個の逆止め弁
及び開閉弁（Ｊａｌｏｕｓｉｅ Ｋｌａｐｐｅ）（２４
）が設けられていること、 を特徴とする特許請求の範囲第（７）項に記載の装置。 - （９）冷却ガス用の複数個の上記タンク（８）は直列に
接続されていること、及び第１のタンク（８）の中にグ
ラファイト又は鋼球のような蓄熱用の詰め物（１３）が
収容されていること、を特徴とする特許請求の範囲第（
１）項に記載の装置。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE3435256.2 | 1984-09-26 | ||
| DE19843435256 DE3435256A1 (de) | 1984-09-26 | 1984-09-26 | Verfahren und einrichtung zur druckabsicherung eines von einem reaktorschutzgebaeude umgebenen spannbetondruckbehaelters und zur verhinderung von aktivitaetsfreisetzung an die umgebung |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6186677A true JPS6186677A (ja) | 1986-05-02 |
| JPH0551114B2 JPH0551114B2 (ja) | 1993-07-30 |
Family
ID=6246371
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60205191A Granted JPS6186677A (ja) | 1984-09-26 | 1985-09-18 | 原子炉用圧力容器の安全を高める方法と装置 |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4645641A (ja) |
| JP (1) | JPS6186677A (ja) |
| DE (1) | DE3435256A1 (ja) |
Families Citing this family (15)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE3526377A1 (de) * | 1985-07-24 | 1987-02-05 | Kernforschungsanlage Juelich | Kernreaktor, insbesondere hochtemperaturreaktor |
| DE3637795A1 (de) * | 1986-11-06 | 1988-05-11 | Siemens Ag | Kernkraftwerk mit einer sicherheitshuelle |
| DE3729501A1 (de) * | 1987-03-23 | 1988-10-06 | Siemens Ag | Verfahren und einrichtung zur druckentlastung eines kernkraftwerkes |
| US5108695A (en) * | 1991-02-25 | 1992-04-28 | Westinghouse Electric Corp. | Ventilating system for an emergency feedwater enclosure in a nuclear power plant |
| DE19946286A1 (de) * | 1999-09-27 | 2001-04-19 | Forschungszentrum Juelich Gmbh | Reaktorzelle mit Vorrichtung zur Druckentlastung |
| EP1103981B1 (en) * | 1999-11-24 | 2006-05-24 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Pressure suppression apparatus for reactor container |
| ATE326055T1 (de) * | 2001-03-26 | 2006-06-15 | Pebble Bed Modular Reactor Pty | Verfahren zum betreiben einer kernreaktoranlage und kernreaktoranlage |
| US9562646B2 (en) * | 2013-07-12 | 2017-02-07 | Ut-Battelle, Llc | Hydrogen storage container |
| CN105097060B (zh) * | 2015-08-24 | 2017-11-21 | 清华大学 | 一种高温气冷堆优化氦净化再生系统及再生方法 |
| JP7089826B2 (ja) * | 2016-09-20 | 2022-06-23 | コンティニューム ダイナミクス，インコーポレイテッド | Ｅｃｃｓストレイナ圧力ヘッド損失を軽減するために制御されたデブリを用いる原子炉 |
| US10706973B2 (en) | 2017-05-02 | 2020-07-07 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Very simplified boiling water reactors for commercial electricity generation |
| US11380451B2 (en) | 2017-08-15 | 2022-07-05 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Depressurization and coolant injection systems for very simplified boiling water reactors |
| JP6927893B2 (ja) * | 2018-01-18 | 2021-09-01 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉格納容器ベントシステム |
| CN110534219B (zh) * | 2019-08-28 | 2020-12-29 | 清华大学 | 颗粒抽吸装置和方法 |
| US11373769B2 (en) | 2019-12-24 | 2022-06-28 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Passive containment cooling system for a nuclear reactor |
Family Cites Families (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3105028A (en) * | 1963-09-24 | Apparatus for removing contaminated coolant from reactor system | ||
| DE2057405A1 (de) * | 1970-11-21 | 1972-06-15 | Staebler Karl Dipl Ing | Notkondensationsanlage bei Bruch des Primaer-Kreislaufsystems allein oder bei zusaetzlichem Bruch der Sicherheitshuelle in einem Kernkraftwerk,dadurch gekennzeichnet,dass der Turbinenkondensator zur Kondensation der entweichenden Dampfwolke verwendet wird |
| DE2601460C2 (de) * | 1976-01-16 | 1985-05-15 | Hochtemperatur-Kernkraftwerk GmbH (HKG) Gemeinsames Europäisches Unternehmen, 4701 Uentrop | Verfahren zum Entfernen von Verunreinigungen aus dem Kühlgas von Hochtemperatur-Kernreaktoren |
| DE3212265C2 (de) * | 1982-04-02 | 1984-05-10 | Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 5000 Köln | Verfahren und Einrichtung zur gezielten Aktivitätsableitung aus dem Reaktorschutzgebäude einer gasgekühlten Kernkraftanlage |
-
1984
- 1984-09-26 DE DE19843435256 patent/DE3435256A1/de active Granted
-
1985
- 1985-09-18 JP JP60205191A patent/JPS6186677A/ja active Granted
- 1985-09-26 US US06/780,272 patent/US4645641A/en not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0551114B2 (ja) | 1993-07-30 |
| US4645641A (en) | 1987-02-24 |
| DE3435256C2 (ja) | 1992-05-27 |
| DE3435256A1 (de) | 1986-04-03 |
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