JPS63191096A - 原子炉格納設備 - 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】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、原子炉格納設備に係り、特に冷却材喪失事故
時の原子炉格納容器の冷却と放射性物質の放出低減に好
適な自然放熱型格納容器に関する。

〔従来の技術〕

従来技術の例としては、沸騰水型原子炉設備の圧力抑制
室を有する原子炉格納容器が公知である。

従来の沸騰水型原子炉設備における原子炉格納容器は、
第２図に示す如く、原子炉圧力容器１を取り囲む容器で
あり、上方の原子炉容器を囲む空間をドライウェル２と
称し、下方のプール水３を満した容器を圧力抑制室４と
称する。

ドライウェル２と圧力抑制室４とは、ベント管１５で連
結した構造となっており、ベント管１５は、圧力抑制室
４に貯水した圧力抑制プール３にその開放端を水浸けし
た構造となっている。

ドライウェル２には、原子炉圧力容器１を始め高温・高
圧の冷却材を内包する原子炉１次系配管機器類が配置さ
れている。また、格納容器内には冷水を散水するための
格納容器スプレィへラダ１９が設けられている。

又、冷水をスプレィへラダ１９に供給するため残留熱除
去ポンプ１７．残留熱除去熱交換器１８及び圧力抑制プ
ールからこれらの機器を経由してスプレィヘッダ１９へ
配管が設置されている。更に残留熱除去熱交換器１８か
ら圧力抑制プール３へ戻る配管も設けられている。

原子炉１次系の配管が万一破断した場合を想定すると、
ドライウェル２内に高温・高圧の原子炉１次系冷却材が
放出され、放出された蒸気と水の混合物はベント管１５
を経由して圧力抑制プール３で冷却、１ｓ縮することに
よって、ドライウェル２の内部圧力上昇を抑制すること
ができる。

融断口から冷却材の流出が終了すると、スプレィを作動
させることにより、原子炉格納容器内の高温・高圧の蒸
気を凝縮させ、原子炉格納容器内の圧力を急下激低下す
ることができる。

前記蒸気ブローダウンにより圧力抑制プール３水温が上
昇すると、残留熱除去熱交換器により圧力抑制プール水
を冷却し、圧力抑制プール３へ戻し、プール水を冷却す
る。

以上のように、従来の原子炉格納容器は、原子炉１次系
の配管が万一破断した場合、事故の短期においては、圧
力抑制プール３水中での蒸気凝縮により圧力抑制を達成
し、事故の長期においてはスプレィヘッダ３からの散水
による蒸気凝縮により圧力抑制を達成するとともに、残
留熱除去熱交換器を使って圧力抑制プール水の温度上昇
を抑制している。前者・の圧力抑制プール３における圧
力抑制機能には、ベント管１５のみから構成されている
ので、固有の安全性を確保する上でも充分である。一方
、原子炉格納容器の長期間の冷却ならびに圧力抑制プー
ル３の冷却を行うためには、残留熱除去ポンプ１７．熱
交換器１８および電動弁等の動的機器が必要であった。

一方、本願の出願人による先願として、第３図に示す例
がある。この例ではアニユラス部７への万一の放射性物
質の漏えいが発生した場合を想定し、大気中に放出され
ないようにベントパイプ８とフィルタ２１による非常用
ガス処理系が設置されている。しかし、アニユラス部７
と格納容器外周プール６とを分離する仕切板がないため
、原子炉冷却材配管破断事故が万一発生した場合、格納
容器外周プール６から発生する蒸気と、アニユラス部７
へ漏えいした放射性物質が混合し、放射性物質を含んだ
多量の雰囲気となり非常用ガス処理系の系統処理容量が
増大する。更に、高湿度の雰囲気をフィルタ２１で処理
することからフィルタの処理効率を低下させるという課
題がある。

〔発明が解決しようとする問題点〕

上記従来例は、圧力抑制プール水中において。

冷却材喪失事故時に放出された蒸気を冷却・凝縮させる
ため大量の水を保有する必要があり、圧力抑制プール冷
却の長期の冷却のため残留除去熱交換器が必要であった
。また、冷却材喪失事故時に２次格納容器上部に漏洩し
た放射性物質を除去する際に、原子炉格納容器と格納容
器外周プール水との熱交換により、発生する清浄蒸気に
より、非常用ガス処理系の系統容量が増大し、かつ高温
度の雰囲気がフィルタに流れ除去効率を低下させる恐れ
がある。

本発明では、格納容器外周プール空気相上部に仕切板を
設け、２次格納容器上部に漏洩した放射性物質と熱交換
によって発生する清浄蒸気を分離し、前者は、非常用ガ
ス処理系にて処理し後者は。

格納容器外周プール室気相部清浄領域と〃に子炉建屋外
部との間のベントパイプを通して大気中に逃がす設計と
なっている。これにより、残留熱除去熱交換器を設置せ
ずに、冷却材喪失事故後の長期冷却が可能である自然放
熱型格納容器を提供することにある。

〔問題点を解決するための手段〕

上記目的は、炉心を内蔵した原子炉圧力容器と、前記圧
力容器を格納するドライウェルと、前記ドライウェル内
の蒸気を導入して蒸気凝縮を成す圧力抑制室と、前記ド
ライウェルと前記圧力抑制室とを囲う建屋と、前記ドラ
イウェルから前記ドライウェルの壁を貫通して前記建屋
側へ導かれた配管とを備えた原子炉格納設備において、
前記圧力抑制室の外周囲に設けた外周プールと、前記配
管の貫通部より下方であって、前記外周プールのプール
水面よりも上方に前記外周プールを上方と下方との空間
に分割する仕切板を設け、前記下方の空間中の気層中に
入り口を有して前記圧力抑°制室から外部へ導きだされ
た排出通路を設け、前記上方の空間の内側に入り口を有
する非常用ガス処理系を備えたことを特徴とした原子炉
格納設備によって達成される。

〔作用〕

本発明の特徴は、動的駆動力を用いず原子炉格納容器壁
面を通して圧力抑制プールから熱が格納容器外周プール
へ伝達し、発生蒸気を最終的に大気に逃がすとともに、
格納容器から漏洩した放射能を非常用ガス処理系で除染
した後に放出することである。

本発明では、原子炉格納容器内の熱を大気中に逃がす際
に、鋼製ＰＣ■避面から外周プールに熱を伝え、更に外
周プールの蒸気により大気に熱は伝えられ、動的機器な
しに残留熱の除去を達成することができる。

また、放射能の除去は、ＰＣｖからの漏洩雰囲気を清浄
プールで発生する蒸気から区分して非常用ガス処理系で
処理できるので設備容量を低減できる。

〔実施例〕

以下、本発明の一実施例を第１図により説明する。

第１図は、本説明の自然放熱型格納容器を示すもので、
原子炉圧力容器１を取り囲むドライウェル２及び圧力抑
制プール３を内包する圧力抑制室４から構成される原子
炉格納容器があり、前記原子炉格納容器外壁９と原子炉
建屋５とを継なぐ仕切板１２が設けられている。前記仕
切板１２の下部には、原子炉格納容器と原子炉建屋５と
の間のアニユラス部７に水を張った格納容器外周プール
）６が存在し、仕切板１２と格納容器外周プール６との
間の清浄領域１３からは原子炉建屋外部に通じる数本の
ベントパイプ８から構成されている。

また、前記格納容器外周プール６を水源とし、原子炉格
納容器壁面９へ散水する格納容器スプレィ配管１６、散
水した水を仕切板にうけ、ここから格納容器外周プール
６へ導くベント管１０で構成されている。

格納容器外周プール６は、原子炉格納容器壁面９からの
熱伝達面積を増加させるとともに事故後ある期間（〜３
日間）放置できるだけの水量を確保するため、圧力抑制
プール３より高い水位を有している。

又、アニユラス部７は、水密性の壁としているため原子
炉建屋５へ水が漏えいすることはない。

仕切板１２の下部は原子炉格納容器貫通部を設けないこ
とにより清浄領域１３とすることができ、仕切板には原
子炉格納容器外壁９と原子炉建屋の熱膨張と地震時の歪
を十分吸収する構造とする。

また、清浄領域１３で発生した蒸気は、原子炉建屋５を
貫通し大気中に開放されているベントパイプ８により大
気に開放される。

ω切板１２の上部に原子炉格納容器貫通配管を集約する
ことにより万一、冷却材喪失事故時にアニュラス部７へ
漏えいした放射性物質を、配管２２の途中にフィルター
２１を備えて成る非常用ガス処理系を用いて除去するこ
とができる。

アニユラス部７から格納容器外周プール６へ通じるベン
ト管１０は、格納容器外周プール６水中に達しているた
め、清浄領域１３への放射性物質の拡散はない。

冷却材喪失事故時に原子炉格納容器内部と外部の熱伝達
を向上させるため、格納容器外周プール６を水源とする
格納容器スプレィポンプ１４．および原子炉格納容器壁
面９に均一に散水する格納容器外側スプレィへラダ１１
を設置する。

散水された水は原子炉格納容器外壁９をつたわり、仕切
板１２へ集取され、ベント管１０により格納容器外周プ
ール６へ落下し戻る。

以下に、本発明の熱除去機能と、放射性物質拡散防止機
能について説明する。

原子炉格納容器内での、−次系冷却材配管破断事故時に
は、破断口から放出されるブローダウンエネルギにより
原子炉格納容器内が高温高圧となる。さらに炉心では長
期に渡り崩壊熱が発生し、原子炉の安全性を確保するた
めには、前記の崩壊熱を除去する必要がある。

万一の冷却材喪失事故が発生した場合１本発明では、ブ
ローダウン蒸気及び炉心で発生するエネルギーを圧力抑
制プール３で凝縮するので、まず、プール水温が上昇す
る。

プールに放出された熱は、原子炉格納容器壁面９を通し
格納容器外周プール６につたえられやがて外周プール水
が沸騰を開始する。

格納容器外周プール６で発生した蒸気はベントパイプ８
を介して大気に放出されるが、格納容器外周プール６は
清浄領域１３にある為、放射性物質の大気放出はない。

なお、格納容器外周プール水を格納容器スプレィポンプ
１４及び格納容器外側スプレィへラダ１１を介し、原子
炉格納容器壁面に散水し、除熱効率を向上させることが
できる。

原子炉格納容器内での冷却材喪失事故が発生した場合、
炉心から放出された放射能は原子炉格納容器に格納され
る０本発明は、原子炉格納容器貫通部をアニユラス部７
に集約することにより、万一、放射能が原子炉格納容器
貫通部より原子炉格納容器外へ漏えいするとしても、漏
えい雰囲気を清浄プールで発生する蒸気から区分して非
常用ガス処理系で処理できるので設備容量を低減できる
。

原子炉圧力容器１からの配管２３が格納容器外壁９を貫
通する部分、即ち原子炉格納容器貫通部２３は、格納容
器ドライウェル２内から放射性物質がアニユラス部７ヘ
リークしやすい部分である。

この為、第１図に示す位置に仕切板１２を設けて、リー
クを受は入れる空間領域とリークを受は入れない清浄な
領域とに仕切板１２で分割して、各領域特有な処置をほ
どこしている。

仕切板１２は、好ましくは、建屋５側と格納容器外壁９
側との熱ぼうちよう差等の移動差を吸収するために、第
４図の如く、仕切板１２を左右に分割し、その分割端間
をベローズ３０で連結して仕切板１２の上方と下方の空
間を仕切る。このようにすればベローズ３０の自由な動
きにより、前記の移動差を吸収して安全である。

〔発明の効果〕

本発明によれば、原子炉格納容器内の熱を原子炉格納容
器壁面を通してアニユラス部の格納容器外周プールに伝
達でき、更に、この熱が大気中に逃されるとともに、万
一、漏洩した格納容器内雰囲気は非常用ガス処理系で除
染されるため次の効果がある。

（１）残留熱除去系熱交換器が削除できる。

（２）原子炉格納容器内の除熱が自然の力により成され
るため、原子炉冷却の信頼性が向上する。

（３）事故時、サイト周辺に放出される放射性物質を低
減できるので、安全性が向上する。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例である自然放熱型格納容器を
示す縦断面図、第２図は従来の原子炉格納容器を示す縦
断面図、第３図は本願出願人による先願にかんする自然
放熱型格納容器を示す縦断面図、第４図は第１図Ａ部の
変形例を示す要部の縦断面図。 １・・・原子炉圧力容器、２・・・ドライウェル、３・
・・圧力抑制プール、４・・・圧力抑制室、５・・・原
子炉建屋、６・・・格納容器外周プール、７・・・アニ
ユラス部、８・・・ベントパイプ、９・・・原子炉格納
容器壁面、１０・・・ベント管、１１・・・格納容器外
側スプレィヘッダ、１２・・・仕切板、１３・・・清浄
領域、１４・・・格納容器スプレィポンプ、１５・・・
ベント管、１６・・・格納容器スプレィ配管、１７・・
・残留熱除去ポンプ、１８・・・残留熱除去熱交換器、
１９・・・格納容器スプレィヘッダ、２ｏ・・・炉心、
２１・・・非常用ガス処理系フィルタ、２２・・・非常
用ガス処理系配管。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、炉心を内蔵した原子炉圧力容器と、前記圧力容器を
   格納するドライウェルと、前記ドライウェル内の蒸気を
   導入して蒸気凝縮を成す圧力抑制室と、前記ドライウェ
   ルと前記圧力抑制室とを囲う建屋と、前記ドライウェル
   から前記ドライウェルの壁を貫通して前記建屋側へ導か
   れた配管とを備えた原子炉格納設備において、前記圧力
   抑制室の外周囲に設けた外周プールと、前記配管の貫通
   部より下方であつて、前記外周プールのプール水面より
   も上方に前記外周プールを上方と下方との空間に分割す
   る仕切板を設け、前記下方の空間中の気層中に入り口を
   有して前記圧力抑制室から外部へ導きだされた排出通路
   を設け、前記上方の空間の内側に入り口を有する非常用
   ガス処理系を備えたことを特徴とした原子炉格納設備。 ２、炉心を内蔵した原子炉圧力容器と、前記圧力容器を
   格納するドライウェルと、前記ドライウェル内の蒸気を
   導入して蒸気凝縮を成す圧力抑制室と、前記ドライウェ
   ルと前記圧力抑制室とを囲う建屋と、前記圧力抑制室内
   のプール水を前記圧力抑制室外で散水するスプレイヘッ
   ダーと、前記ドライウェルから前記ドライウェルの壁を
   貫通して前記建屋側へ導かれた配管とを備えた原子炉格
   納設備において、前記圧力抑制室の外周囲に設けた外周
   プールと、前記配管の貫通部より下方であつて、前記外
   周プールのプール水面よりも上方に前記外周プールを上
   方と下方との空間に分割する仕切板を設け、前記下方の
   空間中の気層中に入り口を有して前記圧力抑制室から外
   部へ導きだされた排出通路を設け、前記上方の空間の内
   側に入り口を有する非常用ガス処理系を備え、前記上方
   の空間内に前記スプレイヘッダーを設け、前記上方の空
   間内と前記外周プール内のプール水中とを連通する流路
   とを有する原子炉格納設備。