JPH01199192A - 格納容器保護装置 - Google Patents
格納容器保護装置Info
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- JPH01199192A JPH01199192A JP63022702A JP2270288A JPH01199192A JP H01199192 A JPH01199192 A JP H01199192A JP 63022702 A JP63022702 A JP 63022702A JP 2270288 A JP2270288 A JP 2270288A JP H01199192 A JPH01199192 A JP H01199192A
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- Japan
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- containment vessel
- gas
- vessel
- dry well
- discharged
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- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
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- 230000004992 fission Effects 0.000 claims abstract description 9
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims description 8
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- 239000012530 fluid Substances 0.000 claims description 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 claims 1
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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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (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、原子力発電プラントにおいて原子炉を格納す
る格納容器の圧力がその設計圧を超えるような原子炉事
故時に、格納容器の破損を防止し、さらに格納容器外へ
の核分裂生成物の放出量を制限する格納容器の保護装置
に関する。
る格納容器の圧力がその設計圧を超えるような原子炉事
故時に、格納容器の破損を防止し、さらに格納容器外へ
の核分裂生成物の放出量を制限する格納容器の保護装置
に関する。
（従来の技術）
原子力発電プラントにおいては、各種の安全装置が多重
に設置され、どのような事故が発生しても原子炉の健全
性が確保できるように設計されている。安全装置が多重
に故障する可能性は非常に小さいが、各種の安全装置が
多重故障した場合には、原子炉の健全性が喪失し原子炉
の燃料中に保持されていた核分裂生成物（以下ＦＰと略
す）が、原子炉から格納容器に放出される可能性がある
。
に設置され、どのような事故が発生しても原子炉の健全
性が確保できるように設計されている。安全装置が多重
に故障する可能性は非常に小さいが、各種の安全装置が
多重故障した場合には、原子炉の健全性が喪失し原子炉
の燃料中に保持されていた核分裂生成物（以下ＦＰと略
す）が、原子炉から格納容器に放出される可能性がある
。
格納容器はこの様な事故が発生してもＦＰが直接原子力
発電所外へ放出される事がないようにＦＰをその内部に
閉じこめるために設置されているものである。従って、
ＦＰが格納容器に閉じこめられている間に事故を終息さ
せる事によって例え原子炉の燃料が溶ける様な事故が発
生しても原子力発電所外部へのＦＰ放出を防止すること
ができる。
発電所外へ放出される事がないようにＦＰをその内部に
閉じこめるために設置されているものである。従って、
ＦＰが格納容器に閉じこめられている間に事故を終息さ
せる事によって例え原子炉の燃料が溶ける様な事故が発
生しても原子力発電所外部へのＦＰ放出を防止すること
ができる。
しかしながら、事故の終息ができない可能性を完全に否
定することはできず、この場合には格納容器内部に閉じ
こめられたＦＰの崩壊熱によって格納容器内の圧力およ
び温度は徐々に上昇し、格納容器の設計圧力または温度
以上となり、やがては格納容器が破損し、それまで閉じ
こめられた大量のＦＰが一度に外部へ放出され、発電所
周辺に大きな影響を与える可能性がある。
定することはできず、この場合には格納容器内部に閉じ
こめられたＦＰの崩壊熱によって格納容器内の圧力およ
び温度は徐々に上昇し、格納容器の設計圧力または温度
以上となり、やがては格納容器が破損し、それまで閉じ
こめられた大量のＦＰが一度に外部へ放出され、発電所
周辺に大きな影響を与える可能性がある。
原子炉の燃料が溶融するような事故時の物理挙動および
ＦＰ挙動解析によれば、この様な事故時には格納容器を
ベントし、格納容器の破損を防止することによって外部
に放出されるＦＰ量を低減できることがわかっている。
ＦＰ挙動解析によれば、この様な事故時には格納容器を
ベントし、格納容器の破損を防止することによって外部
に放出されるＦＰ量を低減できることがわかっている。
（発明が解決しようとする課題）
このため、従来より格納容器の破損を防止するため格納
容器をベントしＦＰ放出量を低減する手段・装置が研究
されている１代表的なものは格納容器からの排気を直接
ＦＰ除去装置を通して環境へ放出するものである。ＦＰ
除去装置としては、フィルター効果を使用したもの、水
によるスクラビング効果を利用したものなどがある。し
かしながら格納容器からの排気は高圧かつ高温であり、
多量の水蒸気を含んでいるため、ＦＰ除去装置が大規模
となりまたＦＰ除去効率をあまり高くできないという問
題点があった。
容器をベントしＦＰ放出量を低減する手段・装置が研究
されている１代表的なものは格納容器からの排気を直接
ＦＰ除去装置を通して環境へ放出するものである。ＦＰ
除去装置としては、フィルター効果を使用したもの、水
によるスクラビング効果を利用したものなどがある。し
かしながら格納容器からの排気は高圧かつ高温であり、
多量の水蒸気を含んでいるため、ＦＰ除去装置が大規模
となりまたＦＰ除去効率をあまり高くできないという問
題点があった。
本発明は上記事情に鑑みてなされたもので、その目的は
、ＪＪＫ子炉の健全性が損なわれさらに格納容器の健全
性も脅かされるような非常に発生確率は低いが原子力発
電所周辺の環境に大きな影響を与える可能性のある事故
において、格納容器の破損を防止し、格納容器外へのＦ
Ｐ放出量を低く抑え住民への影響を低減する格納容器保
護装置を提供することにある。
、ＪＪＫ子炉の健全性が損なわれさらに格納容器の健全
性も脅かされるような非常に発生確率は低いが原子力発
電所周辺の環境に大きな影響を与える可能性のある事故
において、格納容器の破損を防止し、格納容器外へのＦ
Ｐ放出量を低く抑え住民への影響を低減する格納容器保
護装置を提供することにある。
（課題を解決するための手段）
本発明は上記目的を達成するために、原子炉を格納する
格納容器を有する原子力発電プラントにおいて、格納容
器に一端を開口するベント管と、前記ベント管に接続し
当該ベント管を通る排気を冷却し排気中の水蒸気を凝縮
する冷却槽と、前記冷却槽によって冷却された気液混合
流体の気体と液体を分離する気液分離器と、前記気液分
離器で分離された気体中の核分裂生成物を除去しスタッ
クに排気する核分裂生成物除去装置と、前記気液分離器
で分離された液体を前記格納容器内に戻すドレン管から
構成されたことを特徴とするものである。
格納容器を有する原子力発電プラントにおいて、格納容
器に一端を開口するベント管と、前記ベント管に接続し
当該ベント管を通る排気を冷却し排気中の水蒸気を凝縮
する冷却槽と、前記冷却槽によって冷却された気液混合
流体の気体と液体を分離する気液分離器と、前記気液分
離器で分離された気体中の核分裂生成物を除去しスタッ
クに排気する核分裂生成物除去装置と、前記気液分離器
で分離された液体を前記格納容器内に戻すドレン管から
構成されたことを特徴とするものである。
（作用）
本発明によれば、格納容器ベント時の高圧・高温の排気
がＦＰ除去装置を通る以前に冷却され、さらに気体と凝
縮した湿分を分離する事によってＦＰ除去装置によるＦ
Ｐ除去効率を高くするとともに必要となるＦＰ除去装置
の容量を低減できる。
がＦＰ除去装置を通る以前に冷却され、さらに気体と凝
縮した湿分を分離する事によってＦＰ除去装置によるＦ
Ｐ除去効率を高くするとともに必要となるＦＰ除去装置
の容量を低減できる。
（実施例）
本発明の実施例を図面を参照して説明する。
図において、原子炉圧力容器１を格納する格納容器２は
ドライウェル３とサプレッションプール５を内蔵する圧
力抑制室４からなる。原子炉圧力容器１内の燃料が溶け
る様な事故が発生すると燃料に保持されていたＦＰは、
Ｓ／Ｒ弁６を通してサプレッションプール５へ放出され
るか、または原子炉圧力容器１が破損している時にはそ
の破損ロアからドライウェル３へ放出される。また、さ
らに事故が進展すると、溶融した燃料は原子炉圧力容器
１を溶かしドライウェル３へ流出し直接ＦＰをドライウ
ェル３へ放出する。ドライウェル３に放出されたＦＰは
ドライウェル３からベント管８を通してサプレッション
プール５へ放出される。
ドライウェル３とサプレッションプール５を内蔵する圧
力抑制室４からなる。原子炉圧力容器１内の燃料が溶け
る様な事故が発生すると燃料に保持されていたＦＰは、
Ｓ／Ｒ弁６を通してサプレッションプール５へ放出され
るか、または原子炉圧力容器１が破損している時にはそ
の破損ロアからドライウェル３へ放出される。また、さ
らに事故が進展すると、溶融した燃料は原子炉圧力容器
１を溶かしドライウェル３へ流出し直接ＦＰをドライウ
ェル３へ放出する。ドライウェル３に放出されたＦＰは
ドライウェル３からベント管８を通してサプレッション
プール５へ放出される。
Ｓ／Ｒ弁６またはベント管８からサプレッションプール
へ放出されたエアロゾル状または水溶性のＦＰはサプレ
ッションプール５の水中においてスクラビングを受け、
圧力抑制室４の気相部に放出されるのはその一部である
。
へ放出されたエアロゾル状または水溶性のＦＰはサプレ
ッションプール５の水中においてスクラビングを受け、
圧力抑制室４の気相部に放出されるのはその一部である
。
この様な状態において、原子炉圧力容器１内またはドラ
イウェル３に流出した溶融燃料を冷却し崩壊熱を格納容
器２外に除去できないと、格納容器２内部の圧力および
温度は上昇を続けそのまま放置すると格納容器２が破損
する事となる。この様な場合に圧力抑制室４の気相部に
開口部を持つベント管９に設置されたベント弁１０を開
口し、格納容器２をベントすることによって格納容器２
の圧力上昇を抑えその破損を防止する。格納容器２から
の排気はベント管９によって冷却槽１１に導かれ、冷却
されるとともに排気中の水蒸気の凝縮を行う。冷却槽１
１から出た気体と液体の混合排気は配管１２を通して気
液分離器１３に導かれ気体と液体に分離される。分離さ
れた気体は配管１４を通して、ＦＰ除去用フィルター１
５に６かれＦＰ除去後、配管１６を通して原子力発電所
に既設のスタック１７を通して環境へ放出される。一方
、気液分離器１３を分離された液体はドレン管１８を通
して格納容器２のサプレッションプール５に戻される。
イウェル３に流出した溶融燃料を冷却し崩壊熱を格納容
器２外に除去できないと、格納容器２内部の圧力および
温度は上昇を続けそのまま放置すると格納容器２が破損
する事となる。この様な場合に圧力抑制室４の気相部に
開口部を持つベント管９に設置されたベント弁１０を開
口し、格納容器２をベントすることによって格納容器２
の圧力上昇を抑えその破損を防止する。格納容器２から
の排気はベント管９によって冷却槽１１に導かれ、冷却
されるとともに排気中の水蒸気の凝縮を行う。冷却槽１
１から出た気体と液体の混合排気は配管１２を通して気
液分離器１３に導かれ気体と液体に分離される。分離さ
れた気体は配管１４を通して、ＦＰ除去用フィルター１
５に６かれＦＰ除去後、配管１６を通して原子力発電所
に既設のスタック１７を通して環境へ放出される。一方
、気液分離器１３を分離された液体はドレン管１８を通
して格納容器２のサプレッションプール５に戻される。
以上説明したように、本発明によれば格納容器ベント時
の高圧・高温の排気がＦＰ除去装置を通る以前に冷却さ
れ、さらに気体と凝縮した湿分を分離する事によってＦ
Ｐ除去装置によるＦＰ除去効率を高くするとともに必要
となるＦＰ除去装置の容量の低減を可能としている。ま
た、冷却時の水蒸気凝縮時の拡散泳動によるＦＰ除去効
果および気液分離装置におけるスクラビング効果による
ＦＰ除去によってさらにＦＰの除去が可能となっている
。しかも凝縮水を格納容器に戻すことによってＦＰの保
持効果を高めているので、外部へのＦＰ放出量が非常に
少ない格納容器ベント操作が可能となるというすぐれた
効果を奏する。
の高圧・高温の排気がＦＰ除去装置を通る以前に冷却さ
れ、さらに気体と凝縮した湿分を分離する事によってＦ
Ｐ除去装置によるＦＰ除去効率を高くするとともに必要
となるＦＰ除去装置の容量の低減を可能としている。ま
た、冷却時の水蒸気凝縮時の拡散泳動によるＦＰ除去効
果および気液分離装置におけるスクラビング効果による
ＦＰ除去によってさらにＦＰの除去が可能となっている
。しかも凝縮水を格納容器に戻すことによってＦＰの保
持効果を高めているので、外部へのＦＰ放出量が非常に
少ない格納容器ベント操作が可能となるというすぐれた
効果を奏する。
図は本発明の一実施例の概略構成図である。
１・・・原子炉圧力容器 ２・・・格納容器３・・・ド
ライウェル ４・・・圧力抑制室５・・・サプレッシ
ョンプール ６・・・Ｓ／Ｒ弁７・・・破断口
８，９・・・ベント管ｌＯ・・・ベント弁
１１・・・冷却槽１２、１４．１６・・・配管 １３
・・・気液分離器１５・・・ＦＰ除去装置（フィルタ）
ライウェル ４・・・圧力抑制室５・・・サプレッシ
ョンプール ６・・・Ｓ／Ｒ弁７・・・破断口
８，９・・・ベント管ｌＯ・・・ベント弁
１１・・・冷却槽１２、１４．１６・・・配管 １３
・・・気液分離器１５・・・ＦＰ除去装置（フィルタ）
Claims (1)
- 原子炉を格納する格納容器を有する原子力発電プラン
トにおいて、前記格納容器に一端を開口するベント管と
、前記ベント管に接続し当該ベント管を通る排気を冷却
し排気中の水蒸気を凝縮する冷却槽と、前記冷却槽によ
って冷却された気液混合流体の気体と液体を分離する気
液分離器と、前記気液分離器で分離された気体中の核分
裂生成物を除去しスタックに排気する核分裂生成物除去
装置と、前記気液分離器で分離された液体を前記格納容
器内に戻すドレン管から構成されたことを特徴とする格
納容器保護装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63022702A JPH01199192A (ja) | 1988-02-04 | 1988-02-04 | 格納容器保護装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63022702A JPH01199192A (ja) | 1988-02-04 | 1988-02-04 | 格納容器保護装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01199192A true JPH01199192A (ja) | 1989-08-10 |
Family
ID=12090193
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63022702A Pending JPH01199192A (ja) | 1988-02-04 | 1988-02-04 | 格納容器保護装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH01199192A (ja) |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US6069930A (en) * | 1997-06-27 | 2000-05-30 | General Electric Company | Modified passive containment cooling system for a nuclear reactor |
| WO2001017569A2 (en) | 1999-09-03 | 2001-03-15 | Amersham Plc | Improved container composition for radiopharmaceutical agents |
| JP2013072879A (ja) * | 2011-09-28 | 2013-04-22 | Westinghouse Electric Germany Gmbh | 凝縮室用冷却系 |
| JP2013185828A (ja) * | 2012-03-05 | 2013-09-19 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 原子炉格納容器保全設備および原子炉格納容器保全方法 |
| JP2015004671A (ja) * | 2013-06-19 | 2015-01-08 | コリア アトミック エナジー リサーチ インスティチュート | 原子炉格納構造物の冷却システム |
| JP2020098166A (ja) * | 2018-12-19 | 2020-06-25 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 非常用ガス処理設備及び非常用ガス処理方法 |
-
1988
- 1988-02-04 JP JP63022702A patent/JPH01199192A/ja active Pending
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US6069930A (en) * | 1997-06-27 | 2000-05-30 | General Electric Company | Modified passive containment cooling system for a nuclear reactor |
| WO2001017569A2 (en) | 1999-09-03 | 2001-03-15 | Amersham Plc | Improved container composition for radiopharmaceutical agents |
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| JP2015004671A (ja) * | 2013-06-19 | 2015-01-08 | コリア アトミック エナジー リサーチ インスティチュート | 原子炉格納構造物の冷却システム |
| US9984778B2 (en) | 2013-06-19 | 2018-05-29 | Korea Atomic Energy Research Institute | Cooling system of nuclear reactor containment structure |
| JP2020098166A (ja) * | 2018-12-19 | 2020-06-25 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 非常用ガス処理設備及び非常用ガス処理方法 |
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