JPS62261995A - 原子力プラントの換気設備 - 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。

（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。

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
。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

（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。

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。

〔発明の構成〕

（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。

（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。

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。

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。

（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。

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。

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
。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

〔発明の効果〕

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。

【図面の簡単な説明】

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

Claims (1)

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。