JPS63212892A - 可搬式クエンチヤ型フイルタベントシステム - 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〕 本発明は可搬式クエンチャ型フィルタベントシステムに
係り、特に沸騰水型原子炉の苛酷事故時に原子炉格納容
器の圧力上昇を抑え、核分裂生成物の大気放出を抑える
のに好適なフィルタベントシステムに関するものである
。

〔従来の技術〕

沸騰水型原子炉格納容器は、既存プラントが最も代表的
なものとして知られている。

第３図に既存ＢＷＲ（沸騰水型原子炉）プラントの一例
を示す、ｙＫ子炉格納容器１は、原子炉圧力容器２を内
包するドライウェル２ｏとサプレッションプール水（サ
プレッションチェンバ液相部）７を内包する圧力抑制室
（サプレッションチェンバ気相部）５とから構成されて
おり、ドライウェル２０と圧力抑制室５はダイヤフラム
フロア４で区別され、ベント管２１で連結された構造と
なっている。

この圧力抑制型原子炉格納容器１の機能を十分に発揮し
、また、これを補助するために、ドライウェル２０に弁
２２と、弁２２のバイパス弁２３を配管２４で連続し、
一方、圧力抑制室５に弁２５と、弁２５のバイパス弁２
６を配管２７で連結し、配管２４と２７を配管２８に結
合させ、非常用ガス処理系２９に接続し、配管３０を介
して排気管３１へと連結した構成のベントシステムがあ
る。

このベントシステムは、冷却材喪失事故時に起こる可能
性のある燃料被覆金属（ジルコニウム）と水との反応に
よって発生する水素ガスが、原子炉格納容器１内の酸素
（空気）と反応すれば、多量の熱が発生する恐れがある
ので、あらかじめ原子炉格納容器１内の空気を窒素ガス
で置換する場合及び起動時に膨張した気体をベントする
場合に使用するものである。

そして、このベントシステムは、万一多量のガスが異常
に発生した場合でも、圧力抑制室５に連結したバイパス
弁２６を手動で開放することによって、多量のガスを放
出することができる。つまり、万一多量のガスが発生し
た場合には、すでに原子炉格納容器１は隔離された状態
にあるので。

弁２２と２５は開放することができない。また。

この多量のガスには放射性物質を含んでいる可能性も考
えられるので、−担ドライウェル２０で発生したガスを
ベント管２１を介してサプレッションプール７中に放出
して、放射性物質が除去できるように、圧力抑制室に連
結したバイパス弁２６を開放することになる。

このバイパス弁２６を開放することによって。

原子炉格納容器１内の圧力が多量のガスによって異常に
過圧されたとしても、ガスを放出して原子炉格納容器１
の異常過圧を防止できる。

以上のように、従来技術は、原子炉格納容器１内の気体
を置換する場合及び起動時に膨張した気体をベントする
ためにベントシステムを設置しているが、万一異常な事
故が発生したとしても、上記のような操作によって原子
炉格納容器１の機能を十分に発揮できる。

〔発明が解決しようとする問題点〕

上記した従来技術の非常用ガス処理系を用いたフィルタ
方式では、原子炉格納容器からの蒸気がフィルタを通る
場合、人体に与える影響の最も大きいヨウ素のみを考慮
しており、なお、格納容器内の残留熱の除去は、全交流
電源喪失事故を重畳したときには不可能であり、このよ
うな苛酷事故時においては問題があった。

本発明の目的は、苛酷事故時においても核分裂生成物の
除去効率が高く、かつ、全交流電源喪失事故が重畳した
場合にも残留熱の除熱が可能な可搬式クエンチャ型フィ
ルタベントシステム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、エンジンで駆動される移動車の上に配置さ
れたベント用プールと、このベント用プール上面から挿
入した水中に開口部を有する他の配管を接続可能なベン
ト配管と、上記ベント用プールから水を抜くことが可能
な上記ベント用プールの底部に設けた他の配管を接続可
能な戻り配管とからなり、原子炉格納容器圧力が上昇す
るような原子炉の苛酷事故時に、上記移動車を移動させ
。

上記ベント配管を上記原子炉格納容器のサプレッション
チェンバ気相部に設けた出口配管と接続し。

上記戻り配管を上記原子炉格納容器のサプレッションチ
ェンバ液相部に設けた入口配管と接続し、上記原子炉格
納容器内の空気及び水蒸気を上記ベント用プール中に放
出することにより圧力を減少させるとともに、上記原子
炉格納容器内に放出された核分裂性生成物を除去する構
成として達成するようにした。

〔作用〕

第１に核分裂生成物の除去効率の向上については、炉心
で発生した核分裂生成物を含む原子炉格納容器内の蒸気
をサプレッションチェンバ液相部以外のベント用プール
で凝縮するようにしたので、水のスクラビング効果によ
りヨウ素のみの除去を目標とする従来のフィルタベント
システムに比べ。

粒子状核種の除去が可能となり、除去効率が改善される
。

また、第２に全交流電源喪失事故が重畳した場合にも、
イン↓用プール水の除熱を１次系および２次系のポンプ
を移動車のエンジン駆動とした熱交換器を設けることに
より可能としたので、このような場合の残留熱の除熱も
可能である。

〔実施例〕

以下本発明を第１図、第２図に示した実施例を用いて詳
細に説明する。

第１図は本発明の可搬式クエンチャ型フィルタベントシ
ステムの一実施例を示す構成図で、沸騰水型原子炉に装
着した状態を示しである。第１図において、１は原子炉
格納容器で、内部に炉心３を有する原子炉圧力容器２が
配置されており、ダイヤフラムフロア４を介してドライ
ウェル２０とサプレッションプール水（サプレッション
チェンバ液相部）７を内包する圧力抑制室（サプレッシ
ョンチェンバ気相部）５とに分けられている。本実施例
では、原子炉格納容器１にはサプレッションチェンバ気
相部に出口配管６を、液相部に入口配ｖ８を設けて本発
明のフィルタベントシステムが稼動できるような構造と
しである。

第１図の右側は、本発明のフィルタベントシステムを有
する移動用のエンジンを持った移動車９であり、この移
動車９の上部にはベント用プール１０が配置され、ベン
ト用プール１ｏの上部には原子炉格納容器１からの出口
配管６と接続可能なプール１０の上面から挿入されプー
ル水中にクエンチャ１２を有するベント配管１１が設け
てあり、また、暁子炉格納容器１から放出された蒸気の
凝縮分をサプレッションチェンバ液相部７に戻すことが
可能なようにベント用プール１０の底部に戻り配管工３
が設けてあり、これと原子炉格納容器１からの入口配管
８が接続されるようになっている。また、移動車９の内
部には熱交換器１４を設け、１次側配管工５は、ベント
プール１０と熱交換器１４の出口側との間に設けた１次
系ポンプ１７を介して閉ループを構成し、２次系配￥！
１６は、他の水源と熱交換が可能なように２次系ポンプ
１８を介して図示しない他の水源と閉ループを構成して
いる。また、１次系ポンプ１７及び２次系ポンプ１８は
移動車９のエンジンによる駆動としである。

次に、第１図の可搬式クエンチ型フィルタベントシステ
ムの作動について説明する。原子炉格納容器１の出口配
管６とベント配管１１及び原子炉格納容器１の入口配管
８と戻り配管１３は、接続材１９で接続しであるが、通
常時は出口配管６と入口配管８は塞いであり、移動車９
は他の場所に待機しており、必要なときのみ移動車９を
移動させ、上記のように接続材１９で接続する。

ベントシステムの作動が必要な状況は、次のようなとき
である。すなわち、沸騰水型原子炉は、万一事故が起き
ても非常用炉心冷却系等の多重の防護設備により重大な
炉心損傷に至らないように設計しであるが、その設計を
越えたいわゆる苛酷事故の場合である。

このような炉心損傷時には、原子炉格納容器スプレィ系
及び残留熱除去系が喪失している場合があり、このよう
な場合には、原子炉格納容器１の除熱ができず、原子炉
格納容器１内の圧力が上昇し、原子炉格納容器１の健全
体維持が保証されないような圧力にまで達してしまうこ
とが考えられる。そのため、従来から原子炉格納容器１
の圧力を逃がすことが考えられている。一方、このよう
な炉心損傷の起こっている状態では、原子炉格納容器１
内は核分裂生成物で汚染されており、原子炉格納容器１
を大気解放すると格納容器１内の核分裂生成物が外部へ
放出される。このようなときに原子炉格納容器１の圧力
を逃がすときに、移動車９を所定位置に移動させ、出口
配管６とベント配管１３．入口配管８と戻り配管１３と
をそれぞれ接続材１９で接続してクエンチャ１２を通し
てベントプール１０で蒸気を凝縮し、それと同時にプー
ル水によるスクラビング効果によって蒸気中に含まれて
いる炉心３からの核分裂生成物のうち最も人体に影響の
大きいヨウ素のほか粒子状の核種を除去する。

また、蒸−気凝縮によりベントプール１０に伝えられた
原子炉格納容器１からの熱は、１次系配管１５、熱交換
器１４及び２次系配管１６により最終的なヒートシンク
へ熱を伝える。なお、ここで使用する１次系ポンプ１７
及び２次系ポンプ１８は、移動車９のエンジンで駆動す
るため、全交流電源喪失事故時でも原子炉格納容器１か
らの除熱を行うことができる。

第２図は本発明の他の実施例を示す第１図に相当する構
成図で、第１図と同一部分は同一符号で示し、ここでは
説明を省略する。第２図においては、ベントプール１０
の上部にフタを設け、ベントプール１０を多重に区切り
、１段目を原子炉格納容器１と接続し、２段目以降は、
前後の気相部から配管１１’　、１１′を引き出し、そ
の段の液相部中にクエンチャ１２’　、１２’を設け、
これらと配管１１’　、１１’とをそれぞれ接続し、最
終段の気相部のみを大気に開放する開口部３２を設けた
構成とした。

このような構成にすることにより、多段式の蒸気凝縮機
能により、原子炉格納容器１内に放出された核分裂生成
物のうちヨウ素及び粒子状核種の除去効率をさらに改善
することができる。

〔発明の効果〕

以上説明したように、本発明によれば、（１）従来のフ
ィルタ式ベントシステムではヨウ素のみしか除去できな
かったが、本発明によりヨウ素以外の粒子状核種も除去
でき、機能が向上する。

（２）移動車の上に設置した構成であるため、１つのサ
イトで複数の原子炉に対して共用できる。

（３）移動車のエンジンを用いて熱除去系の２台のポン
プを駆動するため、全交流電源喪失事故時にも原子炉格
納容器内の残留熱の除去が可能である。

などの効果がある。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の可搬式クエンチャ型フィルタベントシ
ステムの一実施例を示す構成図、第２図は本発明の他の
実施例を示す第１図に相当する構成図、第３図は従来の
原子炉格納容器ベントシステムの構成図である。 １・・・原子炉格納容器、２・・・原子炉圧力容器、３
・・・炉心、５・・・サプレッションチェンバ気相部、
６・・・出口配管、７・・・サプレッションチェンバ液
相部、８・・・入口配管、９・・・移動車、１０・・・
ベント用プール、１１・・・ベント配管、１２・・・ク
エンチャ、１３・・・戻り配管、１４・・・熱交換器、
１５・・・１次系配管、１６・・・２次系配管、１７・
・・１次系ポンプ、１８・・・２次系ポンプ、１９・・
・接続材、２０・・・ドライウェル。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、沸騰水型原子炉において、エンジンで駆動さる移動
   車の上に配置されたベント用プールと、該ベント用プー
   ル上面から挿入した水中に開口部を有する他の配管を接
   続可能なベント配管と、前記ベント用プールから水を抜
   くことが可能な前記ベント用プールの底部に設けた他の
   配管を接続可能な戻り配管とからなり、原子炉格納容器
   圧力が上昇するような前記原子炉の苛酷事故時に、前記
   移動車を移動させ、前記ベント配管を前記原子炉格納容
   器のサプレッションチェンバ気相部に設けた出口配管と
   接続し、前記戻り配管を前記原子炉格納容器のサプレッ
   ションチェンバ液相部に設けた入口配管と接続し、前記
   原子炉格納容器内の空気及び水蒸気を前記ベント用プー
   ル中に放出することにより圧力を減少させるとともに、
   前記原子炉格納容器内に放出された核分裂性生成物を除
   去する構成としたことを特徴とする可搬式クエンチャ型
   フィルタベントシステム。 ２、前記移動車中には熱交換器を有し、該熱交換器の１
   次側は前記ベント用プールと該熱交換器の１次系配管と
   の間に設けた１次系ポンプを介して前記ベント用プール
   と閉ループを構成し、前記熱交換器の２次側は他の水源
   と熱交換が可能なように前記熱交換器の２次系配管と前
   記水源との間に設けた２次系ポンプを介して前記水源と
   閉ループを構成するようにしてある特許請求の範囲第１
   項記載の可搬式クエンチャ型フィルタベントシステム。 ３、前記ベント用プールは、上部にふたを有し、プール
   内を多重に区切り、１段目を前記原子炉格納容器と接続
   し、２段目以降は前段の気相部から配管を引き出してそ
   の段の液相部に挿入して前記液相部内に開口部を有する
   構成として、最終段の気相部のみ大気に開放した構成と
   した特許請求の範囲第１項または第２項記載の可搬式ク
   エンチャ型フィルタベントシステム。