JPS63293497A

JPS63293497A - 原子炉格納容器ベント装置

Info

Publication number: JPS63293497A
Application number: JP62128010A
Authority: JP
Inventors: Yasuo Osawa; 大澤　康夫
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1987-05-27
Filing date: 1987-05-27
Publication date: 1988-11-30

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、原子炉格納容器内において冷却材漏洩事故等
が発生した場合に、原子炉格納容器内に発生したガスを
安全に大気に放出するための原子炉格納容器ベント装置
に関する。

（従来の技術）沸騰水型原子力発電プラントにおいては運転時の安全性
を確保するために原子炉格納容器（以下ｒＰＣＶＪと略
記する。）内に例えば窒素などの不活性ガスを充填して
ＰＣＭ内を不活性雰囲気に維持している。

これは、ＰＣＶ内で万−冷却材流出事故等が発生した場
合に燃料被覆管の構成部材であるジルコニウムと高温度
の水蒸気とが化学反応を起こし可燃性を有する水素ガス
が生成し、その水素ガスによってＰＣＶ内が即座に可燃
性雰囲気になり、その可燃性ガスが爆発してＰＣｖが損
傷することを防止することを目的としている。

すなわち、水素濃度が４ｖｏ１％以上であり、かつ酸素
濃度が５ｖ０１％以上という条件が同時に満足されると
、その水素ガスはいわゆる爆発限界内の組成となり、そ
の混合物はわずがな発火源によって容易に爆発的に燃焼
し、その際発生する圧力によってＰＣＶが損傷するおそ
れがある。

そのため、原子炉運転時には常にＰＣＶ内に滞溜する空
気を窒素ガスによって稀釈することによって酸素濃度が
約４％以上に増加しないように調整されている。

運転時におけるＰＣＶ内の空気は不活性ガス供給装置か
ら供給される窒素ガスによって稀釈される一方、稀釈さ
れて酸素濃度が低減された混合ガスはガス排出装置を経
由して適宜大気中に放出され、ＰＣＶ内はほぼ一定の圧
力に維持される。

一般に、沸騰水型原子力発電プラントにおける従来の原
子炉格納容器ベント装置は、第４図に示すように原子炉
格納容器１に不活性ガスを供給する不活性ガス供給袋ｆ
ｉｔＡとＰＣＶ内の発生ガスを大気中に放出するガス排
出装ｆｆ１Ｂとから構成される。

原子炉格納容器１は原子炉圧力容器１ａなどの原子炉−
次系を収納するドライウェル１２と、圧力抑Ｉｌ１機能
を有するサプレッションチャンバ２とから構成される。

不活性ガス供給袋ＨＡは、不活性ガスとして窒素ガスを
使用する場合、液体窒素貯槽３、液体窒素蒸発器４、流
囲加減弁５および蒸気供給系６１ｆｉらの蒸気を液体窒
素蒸発器４に供給するための蒸発器Ｗ７、元弁８とから
構成される。不活性ガス供給装置１Ａから延伸された不
活性ガス供給配管９は、減圧弁１０および空気作動式の
流量調整弁１１ａ、１１ｂ、１１Ｃを介して原子炉格納
容器１のドライウェル１２およびサプレッションチャン
バ２に接続される。

一方、ガス排出装置Ｂは、原子炉建屋換気空調設備１３
、非常用ガス処理装置（ＳＧＴＳ）１４、排気塔１５お
よびこれらのＩＩＩ器とドライウェル１２またはサプレ
ッションチャンバ２とを接続するベント用配置１１６と
、管路に介装された８Ｉ量調整弁１１ｄ、ｌｉｅ、１１
ｆ、１１Ｑおよびバイパス弁１７ａ、１７ｂとから構成
される。

上記従来の原子炉格納容器ベント装とにおいては、定期
点検等により原子炉を停止する際に、作業員が立入るた
めにＰＣＶ内に空気が送給される一方、原子炉の運転開
始に先立って以下の手順でＰＣＶ内を不活性雰囲気にす
る。

すなわち、蒸気供給系６からの蒸気を液体窒素蒸発器４
に導入して、液体窒素を気化せしめ、気化した窒素ガス
は不活性ガス供給管９を経由してＰＣＶのドライウェル
１２およびサプレッションチャンバ２に送給される。送
給された窒素ガスはＰＣＶ内のガスと混合し、ガス中の
酸素および可燃物を稀釈し、稀釈された混合ガスはさら
にベント配管１６、原子炉建屋換気空調設備１３を経て
排気塔１５から大気へ放出される。

このとき、事故等によりＰＣＶ内の放射線濃度が規定値
を超える場合は非常用ガス処理袋ｆ２ｆｆ１４が稼動し
、発生ガスは充分除染された後に排出される。

排気ガス中の酸素濃度はドライウェル１２に設けた酸素
ｍ度検出Ｂ１８によって検出される。所定の酸素濃度、
例えば４％以下に稀釈された段階で窒素ガスの送給が停
止され、不活性ガス供給配管９およびベント用配管１６
に介装された流が調整弁１１ａ、１１ｂ、１１ｃ、１１
ｄ、　１１ｅ・・・が閏止され、ＰＣＶ内の酸素濃度は
爆発限界外の一定値に保持される。

また、原子炉の通常運転時に、ＰＣＶＩ内に配設した窒
素ガス駆動式自動弁の排気または運転機器からの窒素ガ
スの漏洩によってＰＣＶＩの内圧が上昇した場合は、図
示しない圧力検出器からの信号によりベント用配管１６
の調整弁１１ｆが開き、ＰＣｖ内部のガスは原子炉建屋
換気空調段端１３を経て排気塔１５から大気中に排出さ
れる。

また、ＰＣＶ内に放射性物質が含まれる場合は、非常用
ガス処理装置１４にて充分除染され後に排出される。

万一、冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）が発生した場合は、
事故発生と同時に不活性ガス供給配管９およびベント用
配管１６に介装されている流山調整弁１１ａ、１１ｂ、
１１ｃ、１１ｄ、１１ｅが全て自動的に閉止されるため
、ＰＣＶ内で大量の放射性物質の漏洩があった場合にお
いても、放射性物質がベント用配管１６を通り発電所周
辺に拡散しないように構成されている。

さらに、原子炉が緊急停止すると同時に非常用炉心冷却
系が自動的に起動し、炉心を急速冷却する動作もなされ
る。これらの緊急停止系統および炉心冷却系統は安全の
ため冗長性をもたせ、同一機能を有するものが複数設置
されることが普通であり、仮に一方の系統が所定の機能
を果せない場合においても、他方が相補的にｔａ能し、
原子炉を安全に停止状態へ移行させるように構成されて
いる。

（発明が解決しようとする問題点）しかしながら、従来構造の原子炉格納容器ベント装置に
よれば、冷却材喪失事故の発生と同時に不活性ガス供給
配管およびベント用配管は自動的に閉止されるため、原
子炉停止後に炉心から放出される崩壊熱により発生した
水蒸気および燃料被覆管本体のジルコニウムが水蒸気と
化学反応を起こすことにより発生する水素のためにＰＣ
Ｖの内圧は増加する。

このとき、非常用炉心冷却系が正常に機能している限り
ＰＣＶ内の圧力は漸増するが、ＰＣＶ自体の最高使用圧
力を超える自体には至らない。

しかしながら、冷却材喪失事故発生と同時に予備系統を
含めた炉心冷却系統が全て破壊され、停止後の原子炉炉
心を充分に冷却することができない場合は、燃料集合体
の構造材料であるジルコニウムと水蒸気との化学反応に
よって大量の水素がＰＣＶ内に発生する可能性がある。

この時のＰＣＶの内圧は、Ｒ高使用圧力を超える場合も
あり得ると予想される。そのため、ＰＣＶ内圧をベント
装置によって放出せずに放置した場合には、内部圧力に
よるＰＣｖ自体の破壊を招き、周辺環境に大量の放射性
物質を拡散する可能性ら全く否定することはできない。

一方、高い水素濃度を有するＰＣＶ内の発生ガスをベン
ト用配管および非常用ガス処理装置を経由して直接排出
すると、排出された水素ガスが大気内の酸素と混合して
爆発限界範囲内の可燃性ガスが生成し、その爆発燃焼に
よって周辺設備が破壊され、被害を拡大する危険性があ
る。

本発明は上記の問題点を解決するためになされたもので
あり、ＰＣＶ内に大量に可燃性ガスが発生した場合にお
いても、その可燃性ガスを爆発さぜることなく安全に大
気中に排出することが可能であり、ＰＣＶ自体の健全性
を充分確保することができる原子炉格納容器ベント装置
を提供することを目的とする。

〔発明の構成〕

（問題点を解決するための手段）本発明に係る原子炉格納容器ベント装置は、不活性ガス
供給配管を経由して原子炉格納容器に不活性ガスを供給
する不活性ガス供給装置と、ベント用配管を経由して原
子炉格納容器内の発生ガスを大気中に放出するガス排出
装置と、上記ベント用配管に不活性ガスを送給して上記
発生ガスを希釈するガス希釈装置とから構成したことを
特徴とする。

（作用）上記構成の原子炉格納容器ベント装置によれば、ベント
用配管に不活性ガスを送給してＰＣＶ内にて発生した可
燃性ガス等を稀釈するガス稀釈装置を設けているため、
万−ＰＣｖ内に人聞の可燃性ガスが発生した場合でも、
可燃性ガスの爆発限界の範囲外になるまで充分稀釈され
た後に排出されるため、大気と混合しても爆発燃焼する
おそれがなく、爆発による被害の拡大が防止される。

ＰＣｖ自体が過圧されることによる破損が防止され原子
炉格納容器の健全性を確保することができる。

（実施例）以下、本発明の一実施例を添付図面を参照して説明する
。第１図は本発明に係る原子炉格納容器ベント装置の一
実施例を示す系統図である。なお、第４図に示す従来例
と同一要素には同一符号を付している。

本実施例の原子炉格納容器ベント装置は、不活性ガス供
給配管９を経由して原子炉格納容器１に不活性ガスを供
給する不活性ガス供給装置Ａと、ベント用配管１６を経
由しで原子炉格納容器１内の発生ガスを大気中に放出す
るガス排出装置１Ｂと、上記ベント用配管に不活性ガス
を送給して上記発生ガスを稀釈するガス稀釈＠ｌｌＩＣ
とから構成される。

不活性ガス供給装置Ａおよびガス排出装置Ｂの構成は第
４図に示す従来例と同一である。

ガス稀釈装置Ｃは、ベント用配管１６に不活性ガスを送
給する配管系で構成される。すなわち、本実施例のガス
稀釈装置Ｃは、不活性ガス供給配管９とベント用配管１
６とを接続する原子炉格納容器バイパス配管１９で構成
され、その原子炉格納容器バイパス配管１９は、さらに
分岐し、ベント用配管１６に介設された非常用ガス処理
装置１４の一次側および二次側にそれぞれ流１！！１：
ｌ！Ｊ整弁２０ａ、２０ｂを介して接続される。また、
原子炉格納容器バイパス配管１９には水素ｍ１度検出器
２１が設けられる。

次に、本実施例の作用を説明する。

原子炉格納容器１内に収容した原子炉−次系配管の破断
等によって冷却材喪失事故が発生した場合は、ベント用
配管１６に配設した空気作動式の流ｆｆｉ調整弁１１ｄ
、１１ｅ、バイパス弁１７ａ。

１７ｂおよび不活性ガス供給配管９に配設した電動式の
流量調整弁１１ａ、１１ｂ、１１ｃは自動的に閉止され
る。その後、ＰＣＭ内の圧力が事故時の過渡解析によっ
て設定された設計基準より著しく高い値に上昇した場合
は、ＰＣｖ自体を保護するために以下の手順でＰＣＶＩ
内の発生ガスを適宜ベントする。

すなわち、まず不活性ガス供給装置！ＦＡの液体窒素蒸
発器４に水を張り、蒸気供給系６から導入した蒸気によ
って張水を加熱する。次に、ガス稀釈装置Ｃの流量調整
弁２０ａおよび不活性ガス供給配管９の流量調整弁１１
ａを開にした状態で、液体窒素の流量加減弁５を徐々に
開き、窒素ガスを原子炉格納容器バイパス配管１９を経
由してベント用配管１６に供給する。ざらに、流量調整
弁１１Ｃを徐々に開き、サプレッションチャンバ２内に
導入した発生ガスを原子炉圧力容器バイパス配管１９に
導き、ここで窒素ガスと混合して発生ガス中の水素濃度
を所定値以下になるまで稀釈しＩＣ後に混合ガスはベン
ト用配管１６に送給される。

このとき、発生ガス中の水素濃度は水秦濃度検出器２１
によって検出され、水素濃度が常に４％を超えることが
ないように流量調整弁１１ａ、１１Ｃの開度が適宜調整
される。具体的には第３図に示すようにＰＣＭ内の雰囲
気の水素濃度に対応してベント量に対する窒素ガス供給
社は自動的に増減され、混合ガスは常に爆発限界範囲外
になるように稀釈される。例えば、ＰＣＭ内の水素濃度
が２０％に達している場合は、ベントガス聞の４倍以上
の容量の窒素ガスをベント用配管１６に送給して水素ガ
スを稀釈する。稀釈された混合ガスは非常用ガス処理装
置１４で除染された後に排気塔１５から排出される。

混合ガスはベント用配管１６内で既に爆発限界範囲外に
稀釈されているため、排気塔１５から大気に排出された
直後において空気と混合しても爆発を起こす可能性は全
くない。

上記のようにＰＣＭ内の発生ガスは逐次大気に放出され
るためサプレッションチャンバ２内の圧力は徐々に降下
し、ドライウェル１２内の発生ガスもベント管２２を経
由して排出される。

また、ＰＣＭ内の圧力上昇が著しい場合には、電動式の
流量調整弁１１ｂも同時に開放して迅速な排出を行なう
。ここで排出される混合ガスの流山は非常用ガス処理装
置１４に装備される流Ｑ計（図示せず）によって指示さ
れる。

また、放出する混合ガスの流Ｍが非常用ガス処理装置１
４の処理能力を上回る場合には、緊急処置として原子炉
格納容器バイパス配管１９から分岐し、非常用ガス処理
装置１４の二次側に直結した非常用ガス処理装置バイパ
ス配管２４に設けた流量調整弁２０ｂを開放し、直接排
気塔１５から大気に放出することができる。

以上の通り、本実施例に係る原子炉格納容器ベント装置
においては、ＰＣＶ内にて発生した水素ガス等の可燃性
ガスを窒素ガスで予め稀釈して、爆発限界範囲外に調整
した優に適宜放出しているため、可燃性ガスが大気に放
出される際に空気と混合しても爆発燃焼の危険性はない
。そのため、原子炉格納容器１が発生ガスの圧力によっ
て破壊されることが未然に防止され、また原子炉格納容
器１自体が損壊することによって発電所周辺に対して広
域にわたって放ｔＪＪ能を拡散する事態を回避すること
ができる。

次に、本発明の他の実施例について第２図を参照して説
明する。本実施例に係る原子炉格納容器ベント装置にお
いては、第１図に示す原子炉格納容器バイパス配管１９
にさらに流量調整弁２０Ｃを介した大気開放用配管２３
を設けている。すなわち、不活性ガス供給配管９とベン
ト用配管１６とを接続する原子炉格納容器バイパス配管
１９から分岐して排気塔１５に接続する非常用ガス処理
装置バイパス配管２４を設けるとともに、その分岐点の
一次側からさらに大気開放配管２３を設けている。

本実施例において、原子炉格納容器１内に可燃性ガスが
発生し、内部圧力が上昇した場合は、流ｆｆｉ調整弁２
０ａを開放し、不活性ガス供給装＠Ａから窒素ガスをベ
ント用配管１６に送給する。次に、空気作動式の流ｆｆ
ｉ調整弁１１ｃを同にし、さらに電動式の流量調整弁１
１ａを徐々に開きサプレッションチャンバ２内の発生ガ
スを原子炉格納容器バイパス配管１９内に導入し、窒素
ガスと混合して可燃性ガスを稀釈する。この際、可燃性
ガスである水素の濃度は水秦濃度検出器２１によってモ
ニタされながら、爆発限界範囲外となるように約４％以
下に調整される。この調整操作は、第３図に示すＰＣＶ
内の水素濃度に対応し、ベントガスに対する窒素ガスの
流量比に従って流量調整弁１１ａの開度を適宜調節して
実施される。

また、ＰＣＶ内の発生ガスを原子炉格納容器バイパス配
管１９に案内する配管上の流♂調整弁１１ａ、１１ｂ、
ｌｌｃが動作不能となった場合は、ベント用配管１６側
に配設された流量調整弁１１ｄ、１１ｅ、１１ｆ、１１
ｇ、１７ａ、１７ｂを適宜開放して発生ガスを扱き出し
、抜き出した発生ガスを流ｆｆ１ｌ整弁１１ｇの二次側
で原子炉格納容器バイパス配管１９からの窒素ガスと混
合し、所定濃度以下に稀釈した後に非常用ガス処理装置
１４を杼て大気に放出される。

さらに、原子炉格納容器バイパス配管１９に配設した流
量調整弁２０ａが動作不能に陥った場合には、非常用ガ
ス処理装置バイパス配管２４の流量調整弁２０ｂを開放
して排気塔１５から排出する。さらに、流量調整弁２０
ｂも故障した場合は流量調整弁２０Ｃを開き、大気開放
用配管２３を通り稀釈した混合ガスを放出する。

以上のように本実施例による原子炉格納容器ベント装置
においては、ＰＣＶ内に発生した水素ガスを窒素ガスに
よって爆発限界範囲外の濃度に達するまで稀釈して大気
に放出することができるため、放出された水素ガスが爆
発燃焼する危険性はなく、爆発または過大な内部圧力に
よる原子炉格納容器１自体の破損が防止され、大量の放
射性物質が発電所周辺に拡散することが回避される。

また、ガス稀釈装置Ｃに非常用ガス処理装置バイパス配
９２４および大気開放用配管２３等のバイパス配管を設
けているため、ＰＣＶ内の発生ガスの放出経路を適宜選
択することができる。すなわち、系内の流ｆｆｉ調整弁
が作動不良に陥った場合においても適宜、他の流量調整
弁を切換えることによってＰＣＶ内の発生ガスを安全に
排出することができる。

〔発明の効果〕

以上説明の通り、本発明に係る原子炉格納容器ベント装
置によれば、ベント用配管に不活性ガスを送給して原子
炉格納容器内にて発生した可燃性ガスを稀釈するガス稀
釈装置を股参り、可燃性ガスを爆発限界以下の濃度まで
稀釈した後に大気に排出しているため、可燃性ガスが爆
発して燃焼するおそれがなり、爆発による被害の拡大が
防止される。また、可燃性ガスは適宜原子炉格納容器外
に排出されるため、原子炉格納容器自体が過圧されるこ
とによる破損が防止され、原子炉格納容器の健全性が確
保される。

【図面の簡単な説明】

第１図は、本発明に係る原子炉格納容器ベント装置の一
実施例を示す系統図、第２図は本発明の他の実施例を示
す系統図、第３図は排出ガス中の水素濃度と、排出ガス
を爆発限界範囲外のｍａまで稀釈′するために必要な窒
素ガス流口の排出ガス流ｍに対する比率との関係を示し
たグラフ、第４図は従来の原子炉格納容器ベント装置の
構成例を示す系統図である。１・・・原子炉格納容器、１ａ・・・原子炉圧力容器、
２・・・サプレッシミンチャンバ、３・・・液体窒素貯
槽、４・・・液体窒素蒸発器、５・・・流量加減弁、６
・・・蒸気供給系、７・・・蒸気配管、８・・・元弁、
９・・・不活性ガス供給配管、１０　・・・減圧弁、１
１．１１ａ、１１ｂ、１１ｃ、１１ｄ、１１ｅ、１１ｆ
、１１ｇ・−・流量調整弁、１２・・・ドライウェル、
１３・・・原子炉建屋換気空調設備、１４・・・非常用
ガス処理装置、１５・・・排気塔、１６・・・ベント用
配管、１７，１７ａ、１７ｂ・・・バイパス弁、１８・
・・酸素濃度検出器、１９・・・原子炉格納容器バイパ
ス配管、２０ａ、２０ｂ、２０Ｇ・・・流ｆｆｉ調整弁
、２１・・・水素ａｒ！Ｘ検出器、２２・・・ベント管
、２３・・・大気開放用配管、２４・・・非常用ガス処
理装置バイパス配管、Ａ・・・不活性ガス供給装置、Ｂ
・・・ガス排出装置、Ｃ・・・ガス稀釈装置。代理人弁理士　　則　近　　憲　缶周　　　　　　　　第　　子　　丸　　　健毫１図第２図＋０　　　　２０　　　　３０　　　４０　　　　５０
　　　　６０ＰＣＶ内水素濃度Ｃ％）第３図

Claims

【特許請求の範囲】１、不活性ガス供給配管を経由して原子炉格納容器に不
活性ガスを供給する不活性ガス供給装置と、ベント用配
管を経由して原子炉格納容器内の発生ガスを大気中に放
出するガス排出装置と、上記ベント用配管に不活性ガス
を送給して上記発生ガスを希釈するガス希釈装置とから
構成したことを特徴とする原子炉格納容器ベント装置。２、ガス希釈装置は、不活性ガス供給配管とベント用配
管とを接線する原子炉格納容器バイパス配管で構成され
、原子炉格納容器バイパス配管には流量調整弁が介装さ
れてなる特許請求の範囲第１項記載の原子炉格納容器ベ
ント装置。３、原子炉格納容器バイパス配管は、ベント用配管に介
設された非常用ガス処理装置の一次側および二次側にそ
れぞれ流量調整弁を介して接続された特許請求の範囲第
２項記載の原子炉格納容器ベント装置。４、原子炉格納容器バイパス配管は、水秦濃度検出器を
有する特許請求の範囲第２項または第３項記載の原子炉
格納容器ベント装置。