JPS62261995A - 原子力プラントの換気設備 - Google Patents
原子力プラントの換気設備Info
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- JPS62261995A JPS62261995A JP61103932A JP10393286A JPS62261995A JP S62261995 A JPS62261995 A JP S62261995A JP 61103932 A JP61103932 A JP 61103932A JP 10393286 A JP10393286 A JP 10393286A JP S62261995 A JPS62261995 A JP S62261995A
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Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
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- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Ventilation (AREA)
- Treating Waste Gases (AREA)
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】
(発明の目的)
(産業上の利用分野)
本発明は可搬式の可燃性ガス濃度制御装置を収容する収
容部を原子炉U屋と共に換気する原子力プラントの換気
、?2備に係り、特に、換気設備の運転停止時に収′a
部と原子炉lI!屋とを隔離するようにした原子力プラ
ントの換気設備に関する。
容部を原子炉U屋と共に換気する原子力プラントの換気
、?2備に係り、特に、換気設備の運転停止時に収′a
部と原子炉lI!屋とを隔離するようにした原子力プラ
ントの換気設備に関する。
(従来の技術)
一般に、沸騰水型原子炉等の軽水炉を有づる原子力プラ
ントでは、万一、冷U+vi喪失事故が発生すると、原
子炉格納容器内において、水−金属(ジルコニウム)反
応および水の放射線分解によって水X a3よびM木の
可燃性ガスが発生する恐れがある。
ントでは、万一、冷U+vi喪失事故が発生すると、原
子炉格納容器内において、水−金属(ジルコニウム)反
応および水の放射線分解によって水X a3よびM木の
可燃性ガスが発生する恐れがある。
これらの可燃性ガス(水素)の濃度が可燃限界を越えて
、何らかの原因によって燃焼りると、その燃焼が急激に
准11シて、原子炉格納容器に支障を起こす恐れがある
。
、何らかの原因によって燃焼りると、その燃焼が急激に
准11シて、原子炉格納容器に支障を起こす恐れがある
。
このために、冷却材喪失事故時に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、例えばA系、B系の2系統の冗長系で設置し
ている。
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、例えばA系、B系の2系統の冗長系で設置し
ている。
また、冷IJ144¥!5失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、
例えば沸騰水型原子力発電所の場合はさらに原子炉二次
格納施設の原子炉建屋内に蓄えられる。
に放出された放射性物質は原子炉格納容器より漏洩し、
例えば沸騰水型原子力発電所の場合はさらに原子炉二次
格納施設の原子炉建屋内に蓄えられる。
この原子炉建屋内の放射性物質が環境中に漏洩すること
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
。非常用ガス処理装置についても動的機器である排気フ
ァンおよび弁は冗長性を持たせて、例えば2系統設背し
ている。
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
。非常用ガス処理装置についても動的機器である排気フ
ァンおよび弁は冗長性を持たせて、例えば2系統設背し
ている。
この非常用ガス処理装置は原子炉建屋内の雰囲気を排気
ファンにより高性能粒子用フィルタおよびよう糸除去フ
ィルタをそれぞれ通し、スタックから外気へ高所放出す
る。これにより、原子炉建屋内の圧力は外気よりも負圧
に維持されるから、原子炉j!屋内の放射性物質が直接
環境へ漏洩するのを防止することができる。
ファンにより高性能粒子用フィルタおよびよう糸除去フ
ィルタをそれぞれ通し、スタックから外気へ高所放出す
る。これにより、原子炉建屋内の圧力は外気よりも負圧
に維持されるから、原子炉j!屋内の放射性物質が直接
環境へ漏洩するのを防止することができる。
可燃性ガス製電制御装置は従来では各原子力プラント毎
に原子炉建屋内に固定して設置していた。
に原子炉建屋内に固定して設置していた。
しかしながら、6月1祠喪失事故後の水の放射線分解に
よる水素・酸素の可燃性ガスの発生量は従来考えられて
いた値よりもかなり小さい値であるという新しい知見が
得られたことにより、再結合器を起動させるまでにかな
りの時間的余裕があることが明らかになった。
よる水素・酸素の可燃性ガスの発生量は従来考えられて
いた値よりもかなり小さい値であるという新しい知見が
得られたことにより、再結合器を起動させるまでにかな
りの時間的余裕があることが明らかになった。
そこで、従来原子力プラント毎に設置された可燃性ガス
濃度制御装置を複数のブラント間で共用し、1り搬入と
することが考えられる。
濃度制御装置を複数のブラント間で共用し、1り搬入と
することが考えられる。
この場合、前述のように冷却材喪失事故が発生すると、
原子炉建屋内には原子炉格納容器から漏洩してきた放射
性物質が充満しているため、仮に作業肖が可搬式の可燃
性ガス11度制御装置を設置しようとして原子炉1[1
内へ立ち入ろうとすると、この作業口は大量の放射線被
曝を受ける恐れがある。
原子炉建屋内には原子炉格納容器から漏洩してきた放射
性物質が充満しているため、仮に作業肖が可搬式の可燃
性ガス11度制御装置を設置しようとして原子炉1[1
内へ立ち入ろうとすると、この作業口は大量の放射線被
曝を受ける恐れがある。
また事故後、原子炉l!屋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、作業員が原
子炉建屋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、原子炉建屋の機器搬入口を開けると、原子炉
建屋内の負圧が維持できなくなる恐れがある。
処理装置によって負圧に維持されているが、作業員が原
子炉建屋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、原子炉建屋の機器搬入口を開けると、原子炉
建屋内の負圧が維持できなくなる恐れがある。
したがって、可搬式の可燃性ガス濃度制御装置の設置場
所は従来と異なり、原子炉建屋外の場所に設定している
。しかし一旦、可燃性ガス濃度制御装置で原子炉格納容
器内のガスの再結合処理を開始した後は向t、II 1
11装置内を放射能汚染したガスが通ることから、同訓
wJ装置の段容部内も非常用ガス処理装置もしくは同等
のもので吸気可能とする必要がある。また、原子炉通常
運転中は可燃性ガスf3度制御装δを収納する隔離壁に
囲まれた収容部も何らかの換気設備により適ωの換気を
行い、雰囲気の清浄を図る必要がある。
所は従来と異なり、原子炉建屋外の場所に設定している
。しかし一旦、可燃性ガス濃度制御装置で原子炉格納容
器内のガスの再結合処理を開始した後は向t、II 1
11装置内を放射能汚染したガスが通ることから、同訓
wJ装置の段容部内も非常用ガス処理装置もしくは同等
のもので吸気可能とする必要がある。また、原子炉通常
運転中は可燃性ガスf3度制御装δを収納する隔離壁に
囲まれた収容部も何らかの換気設備により適ωの換気を
行い、雰囲気の清浄を図る必要がある。
以上のことから、従来の原子力プラントでは可燃性ガス
lrJ 111制御ll装置を収容する収容部を原子炉
建屋外で、かつ近傍に設置し、通常時は原子炉建屋の換
気設備により収容部の換気を行い、可燃性ガス濃度制御
袋間のff: !l!lJ後はこの収容部内を原子炉建
屋とみなして、非常用ガス処理装置にて処理するように
している。
lrJ 111制御ll装置を収容する収容部を原子炉
建屋外で、かつ近傍に設置し、通常時は原子炉建屋の換
気設備により収容部の換気を行い、可燃性ガス濃度制御
袋間のff: !l!lJ後はこの収容部内を原子炉建
屋とみなして、非常用ガス処理装置にて処理するように
している。
このために、通常時の換気用として原子炉建屋の換気設
備から収容部に開放される給気ダクI〜おJ:びJl気
ダクトを設けている。
備から収容部に開放される給気ダクI〜おJ:びJl気
ダクトを設けている。
(発明が解決しようとする問題点)
しかしながら、このような従来の原子力プラントでは、
冷却材喪失事故時には原r−炉壮屋の換気設備の運転が
停+L シ、原子炉j!屋内には原子炉格納容器から漏
洩してきた放射性物質が充満しており、給気ダクトJ3
よび排気ダクトを通じて収容部へさらに、放射性物質が
漏洩してくる恐れがある。これにより作業口が可燃性ガ
ス漠度制御装防を搬入する際に、大量の放射線被曝を受
ける恐れがある。
冷却材喪失事故時には原r−炉壮屋の換気設備の運転が
停+L シ、原子炉j!屋内には原子炉格納容器から漏
洩してきた放射性物質が充満しており、給気ダクトJ3
よび排気ダクトを通じて収容部へさらに、放射性物質が
漏洩してくる恐れがある。これにより作業口が可燃性ガ
ス漠度制御装防を搬入する際に、大量の放射線被曝を受
ける恐れがある。
そこで、本発明の目的は、冷!II材喪失事故時の事故
発生時には原r炉汁屋を収容部より隔離することができ
る原子力プラントの換気設備を提供することにある。
発生時には原r炉汁屋を収容部より隔離することができ
る原子力プラントの換気設備を提供することにある。
(問題点を解決するための手段)
本発明は、原子炉格納容器を収容する原子炉ll!屋と
、この原子炉格納容器内の可燃性ガスの濃度を低減させ
る可燃性ガス11度制御装置を収容する収容部とを少な
くとも換気する原子力プラントの換気設備において、上
記原子炉amに空気を給排気する給気ダクトおよび排気
ダクトと、上記原子炉建屋に上記収容部を連通させるダ
クトとに、隔離ダンパを開閉自在に設けたものである。
、この原子炉格納容器内の可燃性ガスの濃度を低減させ
る可燃性ガス11度制御装置を収容する収容部とを少な
くとも換気する原子力プラントの換気設備において、上
記原子炉amに空気を給排気する給気ダクトおよび排気
ダクトと、上記原子炉建屋に上記収容部を連通させるダ
クトとに、隔離ダンパを開閉自在に設けたものである。
(作用)
冷却材喪失事故等の事故発生時に、例えば事故信号によ
り全隔離ダンパを閉じると、原子炉建屋は収容部J:り
隔離される。
り全隔離ダンパを閉じると、原子炉建屋は収容部J:り
隔離される。
したがって、冷却材喪失事故等の事故時に原子炉建屋内
に原子炉格納容器から漏洩する放射性物質が収容部へ漏
洩するのを防止することができるから、可燃性ガス濃度
&1JIII装置を収容部へ搬入するときも運転員が大
口の放射線被曝を受けるのを防止することができる。
に原子炉格納容器から漏洩する放射性物質が収容部へ漏
洩するのを防止することができるから、可燃性ガス濃度
&1JIII装置を収容部へ搬入するときも運転員が大
口の放射線被曝を受けるのを防止することができる。
また、可燃性ガス濃度制御5AV!Iを収容部へ搬入す
るために、その機器搬出入のを開けても、原子炉建屋は
収容部より隔離されていて、連通していないため、気密
性が[持され、非常用ガス処理装置の作動により原子炉
建屋内を負圧に維持することができる。
るために、その機器搬出入のを開けても、原子炉建屋は
収容部より隔離されていて、連通していないため、気密
性が[持され、非常用ガス処理装置の作動により原子炉
建屋内を負圧に維持することができる。
(実施例)
以下、本発明の実施例について第1図〜第3図を参照し
て説明する。なお、図中、共通部分には同一符号を付し
ている。
て説明する。なお、図中、共通部分には同一符号を付し
ている。
第1図は本発明の一実施例の全体構成を示してJ3す、
原子炉Lm屋1内には原子炉格納8器2が収容されてい
る。
原子炉Lm屋1内には原子炉格納8器2が収容されてい
る。
原子か建屋1はその内部に外気を給気する給気ダクト3
Aと、その内部の空気をスタック3Cより外気に排気す
る排気ダクト3Bとを有する換気設備3を備えており、
給気ダへ1−3八に給気フィルタ4および給気ファン5
を、排気ダクト3Bに排気フィルタ6および排気ファン
7をそれぞれ設けている。
Aと、その内部の空気をスタック3Cより外気に排気す
る排気ダクト3Bとを有する換気設備3を備えており、
給気ダへ1−3八に給気フィルタ4および給気ファン5
を、排気ダクト3Bに排気フィルタ6および排気ファン
7をそれぞれ設けている。
また、原子炉it屋1には非常用ガス処理装置!!8が
設けられており、これは原子炉建屋1内を負圧に保持し
て、冷却材喪失事故等の事故時に原子炉格納容器2より
漏洩した核分裂生成物が外気へ拡r&するのを防止し、
同時に原子炉ll屋1内の空気をファン8Aにより処理
フィルタ装置8Bを通して放射性物質を除去してから、
スタック3Cより外気へ高所放出する構成になっている
。
設けられており、これは原子炉建屋1内を負圧に保持し
て、冷却材喪失事故等の事故時に原子炉格納容器2より
漏洩した核分裂生成物が外気へ拡r&するのを防止し、
同時に原子炉ll屋1内の空気をファン8Aにより処理
フィルタ装置8Bを通して放射性物質を除去してから、
スタック3Cより外気へ高所放出する構成になっている
。
原子炉「屋1に隣接して立設された収容部10は可燃性
ガス濃度制御¥AW111を収容する気密構造に形成さ
れ、給気分岐ダクト12、排気分岐ダクト13および複
数本の連絡ダクト14.15を介して、原子炉1111
と連通している。
ガス濃度制御¥AW111を収容する気密構造に形成さ
れ、給気分岐ダクト12、排気分岐ダクト13および複
数本の連絡ダクト14.15を介して、原子炉1111
と連通している。
可燃性ガスa U a、13御装置11は水−金属反応
や放IAm分解により水素の発生があった場合に、原子
炉格納容z2内のガスを吸気し、再結合器でガス中の水
素と酸素とを結合させ、水素の急激な燃焼を未然に防止
するものであり、例えば2台11A、11Bを一組とし
て1つの収容部10内に収容されている。
や放IAm分解により水素の発生があった場合に、原子
炉格納容z2内のガスを吸気し、再結合器でガス中の水
素と酸素とを結合させ、水素の急激な燃焼を未然に防止
するものであり、例えば2台11A、11Bを一組とし
て1つの収容部10内に収容されている。
上記給気分岐ダクト12は原子炉建屋1内に伸びる給気
ダクト3Aの内端部より分岐して収容部10内にて開口
し、排気分岐ダクト13は原子炉建屋1内に伸びる排気
ダクト3Bの内端部より分岐して収容部10内にて開口
している。
ダクト3Aの内端部より分岐して収容部10内にて開口
し、排気分岐ダクト13は原子炉建屋1内に伸びる排気
ダクト3Bの内端部より分岐して収容部10内にて開口
している。
したがって、冷却材喪失事故等で換気設置i 3の運転
が停止されると、原子炉11m1の収容部10とは、給
気分岐ダクト12および排気分岐ダクト13を通して連
通される。
が停止されると、原子炉11m1の収容部10とは、給
気分岐ダクト12および排気分岐ダクト13を通して連
通される。
また、原子炉建屋1と収容部10とは複数本の連絡ダク
ト14.15を通して連通している。
ト14.15を通して連通している。
ぞこで、原子炉「屋1と収容部10とを連通さUる給気
分岐ダクト12、換気分岐ダクト13および各連絡ダク
ト14.15の途中には、例えば冷却材喪失事故13号
を受けてダクトをrll glする隔離ダンパ16を複
数台、例えば2台直列状にそれぞれ介装し、これら全隔
離ダンパ16の111鎖により、原子炉建屋1を収容部
10より隔離することができる。
分岐ダクト12、換気分岐ダクト13および各連絡ダク
ト14.15の途中には、例えば冷却材喪失事故13号
を受けてダクトをrll glする隔離ダンパ16を複
数台、例えば2台直列状にそれぞれ介装し、これら全隔
離ダンパ16の111鎖により、原子炉建屋1を収容部
10より隔離することができる。
また、隔離ダンパ16は、給気ダクト3Aおよび排気ダ
クト3Bの途中にも、例えば2台を直列状に介装し、こ
れら隔離ダンパ16の全台閉鎖時に原子炉建屋1を外気
より隔離するようになっている。
クト3Bの途中にも、例えば2台を直列状に介装し、こ
れら隔離ダンパ16の全台閉鎖時に原子炉建屋1を外気
より隔離するようになっている。
これら連絡ダクト14.15の両隔離ダンパ16はそれ
ぞれ独立した電源より給電され、図示しない各駆動Vi
置により自動操作される。
ぞれ独立した電源より給電され、図示しない各駆動Vi
置により自動操作される。
次に本実施例の作用を述べる。
原子炉通常運転中は隔離ダンパ16が全台開放されてお
り、原子炉建屋1内各区域および収容部10内は換気設
備3により換気され、給気ダクト3Aおよび給気分岐ダ
クト12より新鮮な外気を取入れる一方、排気ダクト3
Bおよび排気分岐ダクト13を通じてスタック3Cより
外気へ放出される。
り、原子炉建屋1内各区域および収容部10内は換気設
備3により換気され、給気ダクト3Aおよび給気分岐ダ
クト12より新鮮な外気を取入れる一方、排気ダクト3
Bおよび排気分岐ダクト13を通じてスタック3Cより
外気へ放出される。
ここで、万一冷却材喪失事故が発生すると、直らに非常
用ガス処理装置8が自動起動し、原子炉格納容置2より
漏洩する放射性物質で充満する原子炉建屋1内のガスを
処理フィルタ装置8Bに導いて、放射能を減衰ざ「、フ
ァン8Aによりスタック3Cから外気へ高所放出する。
用ガス処理装置8が自動起動し、原子炉格納容置2より
漏洩する放射性物質で充満する原子炉建屋1内のガスを
処理フィルタ装置8Bに導いて、放射能を減衰ざ「、フ
ァン8Aによりスタック3Cから外気へ高所放出する。
同時に、原子炉建屋1内の圧力を大気よりら負圧に維)
みし、原子炉建屋1内のガスが直接環境へ漏洩するのを
未然に防止している。
みし、原子炉建屋1内のガスが直接環境へ漏洩するのを
未然に防止している。
一方、冷却材喪失事故信号により換気設備3の運転を直
ちに自動停止し、全隔離ダンパ16を直ちに111鎖し
て、給排気ダクト3A、3B、給排気分岐ダクト12.
13および各連絡ダクl−14。
ちに自動停止し、全隔離ダンパ16を直ちに111鎖し
て、給排気ダクト3A、3B、給排気分岐ダクト12.
13および各連絡ダクl−14。
15を直ちに閉じ、原子炉建屋1を外気と収容部10と
から隔離する。
から隔離する。
これにより、収容PIS10内には原子炉建屋1からの
放射性ガスの侵入が防止されるので、この収容部10内
へ可燃性ガス111r!ll1llIIIl装置11f
lllする際に被曝する作業員の放射線被曝rdを非常
に低減することができる。そして、可燃性ガス濃度制御
装置11の収容i’2110への搬入および据付が完了
して、作業員が収容部10から退出し、可燃性ガス濃度
制m+装首11が運転された後には、この可燃性ガス濃
度制御装置11内を原子炉格納容器1内の放射能汚染し
たガスが通るから、収容部10内のガスを非常用ガス処
理装置8で外気へ排気する必要がある。
放射性ガスの侵入が防止されるので、この収容部10内
へ可燃性ガス111r!ll1llIIIl装置11f
lllする際に被曝する作業員の放射線被曝rdを非常
に低減することができる。そして、可燃性ガス濃度制御
装置11の収容i’2110への搬入および据付が完了
して、作業員が収容部10から退出し、可燃性ガス濃度
制m+装首11が運転された後には、この可燃性ガス濃
度制御装置11内を原子炉格納容器1内の放射能汚染し
たガスが通るから、収容部10内のガスを非常用ガス処
理装置8で外気へ排気する必要がある。
そこで、各種連絡ダクト14.15の各隔離ダンパ16
を遠隔手動操作によって開けて、原子炉建屋1と収容部
10とを空間的に連通させ、収容部10を0圧に維持し
、放射性ガスが外気へ漏洩するのを防出している。
を遠隔手動操作によって開けて、原子炉建屋1と収容部
10とを空間的に連通させ、収容部10を0圧に維持し
、放射性ガスが外気へ漏洩するのを防出している。
第2図は本発明の他の実施例の全体構成を示し、本実施
例は第1図の実施例の各連絡ダクト14゜15を省略す
る一方、排気分岐ダクト13の収容?j510内に伸び
る箇所に各隔離ダンパ16を手動操作自在に設けたもの
である。そして、冷却材喪失事故発生時にはその事故信
号により全隔離ダンパ16を開じて原子炉lfl屋1を
収容部10より隔離する。
例は第1図の実施例の各連絡ダクト14゜15を省略す
る一方、排気分岐ダクト13の収容?j510内に伸び
る箇所に各隔離ダンパ16を手動操作自在に設けたもの
である。そして、冷却材喪失事故発生時にはその事故信
号により全隔離ダンパ16を開じて原子炉lfl屋1を
収容部10より隔離する。
しかる後に可燃性ガス濃度1.II御装置11を収容部
10内に搬入し、払(付を完了して作業員が収容部10
より退出した後、排気分岐ダクト13の各隔離グンバ1
6を遠隔手動操作によって事故信号を解除して開放する
ことにより原子炉建屋1と収容部10とを空間的に連通
ずる。したがって、非常用ガス処理装置8の運転により
、収容部10内のガスは排気分岐ダクト13および排気
ダクト3Bを通してスタック3Cより外気へ放出され、
収容部10内が負圧に保持され、放射性ガスが外部へ漏
洩するのを防止することができる。排気分岐ダクト13
の各隔離ダンパ16は相互に独立した図示しむい各電源
より給電される駆動装置により、それぞれ自動操作され
るが、いずれか一方の隔離ダンパ16のTi源の喪失等
により開放しない場合には、その隔離ダンパ16を手動
操作により開放する。したがって、排気分岐ダクト13
の各隔離ダンパ16は収容部10内に設置される。
10内に搬入し、払(付を完了して作業員が収容部10
より退出した後、排気分岐ダクト13の各隔離グンバ1
6を遠隔手動操作によって事故信号を解除して開放する
ことにより原子炉建屋1と収容部10とを空間的に連通
ずる。したがって、非常用ガス処理装置8の運転により
、収容部10内のガスは排気分岐ダクト13および排気
ダクト3Bを通してスタック3Cより外気へ放出され、
収容部10内が負圧に保持され、放射性ガスが外部へ漏
洩するのを防止することができる。排気分岐ダクト13
の各隔離ダンパ16は相互に独立した図示しむい各電源
より給電される駆動装置により、それぞれ自動操作され
るが、いずれか一方の隔離ダンパ16のTi源の喪失等
により開放しない場合には、その隔離ダンパ16を手動
操作により開放する。したがって、排気分岐ダクト13
の各隔離ダンパ16は収容部10内に設置される。
第3図は本発明のさらに他の実施例を示し、本実施例は
例えば2台の可燃性ガス濃度fIl1611装置11A
、1113をそれぞれ1台ずつ収容する収容部10をそ
れぞれ個別10A、10Bに設けた場合の実/71例で
ある。
例えば2台の可燃性ガス濃度fIl1611装置11A
、1113をそれぞれ1台ずつ収容する収容部10をそ
れぞれ個別10A、10Bに設けた場合の実/71例で
ある。
第3図に示づように木実/ll!1VAr:は給気分岐
ダクト12の先端部は2股12A、12Bに分岐して、
各収容部10A、10B内に伸び、同様に排気分岐ダク
ト13の先端部も2股13A、13Bに分岐して、各収
容部10A、10B内に伸び、各収容部10A、10B
を給排気する。
ダクト12の先端部は2股12A、12Bに分岐して、
各収容部10A、10B内に伸び、同様に排気分岐ダク
ト13の先端部も2股13A、13Bに分岐して、各収
容部10A、10B内に伸び、各収容部10A、10B
を給排気する。
また、これらの給気分岐ダクト12A、12Bおよび排
気分岐ダクト13A、13Bの途中には、例えば冷却材
喪失事故時その事故信号によりIImする隔離ダンパ1
6を設けている。
気分岐ダクト13A、13Bの途中には、例えば冷却材
喪失事故時その事故信号によりIImする隔離ダンパ1
6を設けている。
したがって、冷却材喪失事故時には全隔離ダンパ16が
自!73111鎖サレ、各収容W10A、10Bが原子
炉「屋1より隔離され、放射性物質が原子炉l!屋1か
ら各収容部10A、10Bへ漏洩するのを防止すること
ができる。
自!73111鎖サレ、各収容W10A、10Bが原子
炉「屋1より隔離され、放射性物質が原子炉l!屋1か
ら各収容部10A、10Bへ漏洩するのを防止すること
ができる。
また、事故後、各収容部10A、10Bが一旦隔離され
てから、ここに搬入された可燃性ガス濃度制御装置3A
、3Bを作動させた場合は各収容部10A、IOB内ガ
スを非常用ガス処電装百8で吸気し、各収容部10A、
10B内の圧力を大気より負圧に維持する必要がある。
てから、ここに搬入された可燃性ガス濃度制御装置3A
、3Bを作動させた場合は各収容部10A、IOB内ガ
スを非常用ガス処電装百8で吸気し、各収容部10A、
10B内の圧力を大気より負圧に維持する必要がある。
このために、各可燃性ガス淵爪制ill装置11A。
11 [1を各収容部10A、101.1内へ搬入し、
据付を完了して、作業口が各収納部10A、1013か
ら退出した後、各排気分岐ダクト13△、13Bの各隔
離ダンパ16を遠隔手動操作によって事故信号を解除し
て開放することにより、原子炉建屋1に各収納部10A
、10Bを空間的に連通さUる。
据付を完了して、作業口が各収納部10A、1013か
ら退出した後、各排気分岐ダクト13△、13Bの各隔
離ダンパ16を遠隔手動操作によって事故信号を解除し
て開放することにより、原子炉建屋1に各収納部10A
、10Bを空間的に連通さUる。
このように構成された本実施例によれば、2台の可燃性
ガス濃度制御装置11△、11Bのいす。
ガス濃度制御装置11△、11Bのいす。
れか一方が故障した場合であっても、他の一方により、
原子炉格納容器2内の可燃性ガスの濃度を低減すること
かできる。
原子炉格納容器2内の可燃性ガスの濃度を低減すること
かできる。
なお、本実施例では給排気ダクト12.13の各隔離ダ
ンパ16は上記各実施例と相違して1台ずつ装置されて
いるが、両数容部10A、10[3のいずれか一方を原
子炉建屋1より隔離でき、かつ連通できるので、不都合
はない。
ンパ16は上記各実施例と相違して1台ずつ装置されて
いるが、両数容部10A、10[3のいずれか一方を原
子炉建屋1より隔離でき、かつ連通できるので、不都合
はない。
以上説明したように本発明は、隔離ダンパのl!Il鎖
により収容部を原子炉建屋より隔離することができるの
で、収容部へ可燃性ガスm度ailJ II @置を搬
入し、据付ける際の作業員の放射線被11ffiを低減
することができる。
により収容部を原子炉建屋より隔離することができるの
で、収容部へ可燃性ガスm度ailJ II @置を搬
入し、据付ける際の作業員の放射線被11ffiを低減
することができる。
第1図は本発明に係る原子力プラントの換気設備の一実
施例の全体構成を示す模式図、第2図は本発明の伯の実
施例の全体構成を示す模式図、第3図は本発明のさらに
他の実施例の全体構成を示す模式図である。 1・・・原子炉「屋、2・・・原子炉格納容器、3・・
・換気設備、3A・・・給気ダクト、3B・・・排気ダ
クト、8・・・非常用ガス処理装置、10.IOA、1
0[3・・・収容部、11.IIA、11B・・・可燃
性ガス濃度制御袋間、12.12A、12B・・・給気
分岐ダクト、13.13A、13B・・・排気分岐ダク
ト、14.15・・・連絡ダクト、16・・・隔離ダン
パ。 第3図
施例の全体構成を示す模式図、第2図は本発明の伯の実
施例の全体構成を示す模式図、第3図は本発明のさらに
他の実施例の全体構成を示す模式図である。 1・・・原子炉「屋、2・・・原子炉格納容器、3・・
・換気設備、3A・・・給気ダクト、3B・・・排気ダ
クト、8・・・非常用ガス処理装置、10.IOA、1
0[3・・・収容部、11.IIA、11B・・・可燃
性ガス濃度制御袋間、12.12A、12B・・・給気
分岐ダクト、13.13A、13B・・・排気分岐ダク
ト、14.15・・・連絡ダクト、16・・・隔離ダン
パ。 第3図
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1、原子炉格納容器を収容する原子炉建屋と、この原子
炉格納容器内の可燃性ガスの濃度を低減させる可燃性ガ
ス濃度制御装置を収容する収容部とを少なくとも換気す
る原子力プラントの換気設備において、上記原子炉建屋
に空気を給排気する給気ダクトおよび排気ダクトと、上
記原子炉建屋に上記収容部を連通させるダクトとに、隔
離ダンパを開閉自在に設けたことを特徴とする原子力プ
ラントの換気設備。 2、隔離ダンパは少なくとも2台を直列状に設けている
特許請求の範囲第1項に記載の原子力プラントの換気設
備。 3、隔離ダンパが冷却材喪失事故信号により自動的に閉
鎖するように構成されている特許請求の範囲第1項に記
載の原子力プラントの換気設備。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP61103932A JPS62261995A (ja) | 1986-05-08 | 1986-05-08 | 原子力プラントの換気設備 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP61103932A JPS62261995A (ja) | 1986-05-08 | 1986-05-08 | 原子力プラントの換気設備 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS62261995A true JPS62261995A (ja) | 1987-11-14 |
JPH0511878B2 JPH0511878B2 (ja) | 1993-02-16 |
Family
ID=14367207
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP61103932A Granted JPS62261995A (ja) | 1986-05-08 | 1986-05-08 | 原子力プラントの換気設備 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS62261995A (ja) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2009069121A (ja) * | 2007-09-18 | 2009-04-02 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子力プラント |
-
1986
- 1986-05-08 JP JP61103932A patent/JPS62261995A/ja active Granted
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2009069121A (ja) * | 2007-09-18 | 2009-04-02 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子力プラント |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPH0511878B2 (ja) | 1993-02-16 |
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Legal Events
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---|---|---|---|
S111 | Request for change of ownership or part of ownership |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R313115 |
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R350 | Written notification of registration of transfer |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R350 |
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EXPY | Cancellation because of completion of term |