原子炉格納容器の減圧装置
【課題】任意の圧力レベルで、原子炉格納容器内のガスをベントすることができるとともに、放射性物質のリークが生じた場合も安全に処理することができる原子炉格納容器の減圧装置を提供すること。
【解決手段】原子炉格納容器２に第１隔離弁１２を介して接続され原子炉格納容器内で発生した気体を排気塔１５に移送する排気管１３と、排気管１３の途中に第２隔離弁１４を介して接続された非常用ガス処理系１１と、排気管１３の第２隔離弁１４の上流側から分岐する緊急排気管１３ｃと、緊急排気管１３ｃに直列に配置された複数の止め弁１８と、緊急排気管１３ｃの前記複数の止め弁１８の下流側に配置された放射線モニター１９と、放射線モニター１９の出力により第２隔離弁１４を開放するとともに非常用ガス処理系１１を起動させる制御手段２０とを備える。
【解決手段】原子炉格納容器２に第１隔離弁１２を介して接続され原子炉格納容器内で発生した気体を排気塔１５に移送する排気管１３と、排気管１３の途中に第２隔離弁１４を介して接続された非常用ガス処理系１１と、排気管１３の第２隔離弁１４の上流側から分岐する緊急排気管１３ｃと、緊急排気管１３ｃに直列に配置された複数の止め弁１８と、緊急排気管１３ｃの前記複数の止め弁１８の下流側に配置された放射線モニター１９と、放射線モニター１９の出力により第２隔離弁１４を開放するとともに非常用ガス処理系１１を起動させる制御手段２０とを備える。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉格納容器の減圧装置に係り、特に、緊急に原子炉圧力容器および原子炉格納容器への代替注水が必要になった場合に、圧力が高くなった原子炉格納容器内を任意の圧力レベルに減圧して、吐出圧の低いポンプによる注水も可能にした原子炉格納容器の減圧装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子炉(ＢＷＲ)、例えば、Ｍａｒｋ−Ｉ型ＢＷＲは、図２に示すように、原子炉圧力容器１が鋼鉄製の原子炉格納容器２の中に内蔵されている。
【０００３】
Ｍａｒｋ−Ｉ型ＢＷＲの原子炉格納容器２は、原子炉圧力容器１及び再循環系（図示せず）を取り囲むフラスコ型のドライウェル３、その下に同心的に配置されたドーナツ型のサプレッションチャンバー４、ドライウエル３とサプレッションチャンバー４を放射状に連結する複数のベント管５、サプレッションチャンバー４の内部空間でベント管５の先端に連結されたドーナツ型のベントヘッダ６、ベントヘッダ６に接続された複数のダウンカマーパイプ７等の圧力抑制系から構成されている。
【０００４】
サプレッションチャンバー４にはプール水が張られており、ダウンカマーパイプ７の先端部分がこの水面下に没している。
【０００５】
主蒸気系配管８に取り付けられた主蒸気逃がし安全弁９から延びる主蒸気逃がし管１０の先端もサプレッションチャンバー４の水面下まで導かれている。
【０００６】
そして、原子炉圧力容器１内の圧力が過度に上昇した場合には、この主蒸気逃がし安全弁９を作動させて原子炉圧力容器１からの蒸気の一部をサプレッションチャンバー４のプール水中に放出して原子炉格納容器２内の圧力上昇が抑制される。
【０００７】
サプレッションチャンバー４のプール水は、残留熱除去系（ＲＨＲ）により冷却されて循環しているが、この残留熱除去系が正常に機能しない、主蒸気逃がし安全弁が一旦開いた後機器の故障により閉弁しない、などの事故が重なった場合には、原子炉格納容器２内の圧力、温度が急激に上昇し、最終的には、原子炉格納容器２の設計限界を超える危険性が発生する。
【０００８】
このような場合においても、原子炉格納容器２内に放出された放射性物質を含むガス等を安全に処理する設備として非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１が設けられている。
【０００９】
非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１は、図示を省略した湿分除去装置、高性能粒子フィルタ、ヨウ素用チャコールフィルタ、排気ファン等から構成されており、原子炉格納容器２のドライウエル３とサプレッションチャンバー４から、それぞれ第１隔離弁１２ａ，１２ｂを介して導出される排気管１３ａ，１３ｂを合流させた排気管１３に、第２隔離弁１４を介して連結されている。
【００１０】
原子炉格納容器２から、排気管１３によって放出された高圧のガスは、第２隔離弁１４で常圧近くの正圧に減圧され、非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１で核分裂生成物等が除去されて排気塔１５から高所放出される。
【００１１】
また、第２隔離弁１４の上流側で排気管１３から緊急排気管１３ｃが分岐している。分岐した緊急排気管１３ｃには、電動弁（ＭＯ）１６、ラプチャーディスク１７が直列に配置され、ラプチャーディスク１７の下流側は排気塔１５に接続されている。
【００１２】
非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１で処理しきれない放射性物質を含む大量の気体が原子炉格納容器２から放出され、原子炉格納容器２の圧力、温度が急激に上昇して原子炉格納容器２が損傷する可能性が考えられる場合には、電動弁１６が遠隔操作で開放され、配管内のガス圧が予め設定したラプチャーディスク１７の設定破裂圧力に達するとラプチャーディスク１７が破裂して高圧の気体を急激に放出して過圧による原子炉格納容器２の破壊が防止される。
【００１３】
ところで、このような従来のラプチャーディスク１７の破裂により原子炉格納容器２が損傷に至る過圧を防ぐようにした原子炉格納容器の減圧装置では、ラプチャーディスク１７の破裂設定圧力が原子炉格納容器２の最高使用圧力以上の圧力に設定されているため、この圧力以下での原子炉格納容器２内のガスベントをすることはできない。
【００１４】
したがって、原子炉冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）時のように、緊急に炉心への代替注水が必要になった場合には、原子炉格納容器の最大使用圧力以上の吐出圧力を持つポンプしか使うことができず、ポンプの調達範囲が制約されるという課題があった。
なお、原子炉格納容器からの排気管を途中で２経路に分岐し、一方の経路には、遠隔操作で開閉動作する止め弁を２個直列に配置し、他方の経路には、ラプチャーディスクと遠隔操作で開閉動作する止め弁を直列に配置し、これら２経路をその下流側で合流させて１本とし、その下流側にオリフィスとワイヤメッシュメタルフィルタを直列に配置した原子炉格納容器の減圧装置が知られている（特許文献１）。
【００１５】
この原子炉格納容器の減圧装置は、２個の止め弁側を遠隔で操作して、任意の圧力レベルで原子炉格納容器内の気体を放出することは可能である。
【００１６】
しかし、止め弁の封止能力はラプチャーディスクと比べれば完璧なものではなく、ワイヤメッシュメタルフィルタも放射性物質を完全に除去するものではないから、通常運転時に止め弁側から微量の放射性物質がリークする可能性がある。
【先行技術文献】
【特許文献】
【００１７】
【特許文献１】特開平３−２３５０９３号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１８】
従来のラプチャーディスクの破裂により原子炉格納容器の過圧による損壊を防ぐ減圧装置では、ラプチャーディスクの破裂設定圧力が原子炉格納容器の最高使用圧力以上の圧力に設定されるため、原子炉格納容器への緊急の代替注水が必要になった場合に、原子炉格納容器の最大使用圧力以上の吐出圧力を持つポンプしか使うことができず、ポンプの調達範囲が制約されるという課題があった。
【００１９】
また、排気管を２経路に分岐し、一方の経路にラプチャーディスクを、他方の経路に止め弁を２個直列に配置した減圧装置では、止め弁側から微量の放射性物質がリークする可能性があった。
本発明は、かかる従来の課題を解決するためになされたもので、任意の圧力レベルで、原子炉格納容器内のガスをベントすることができるとともに、放射性物質のリークが生じた場合、非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）を起動させて安全に処理することができるようにした原子炉格納容器の減圧装置を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００２０】
上記目的を達成するため、本発明の原子炉格納容器の減圧装置は、原子炉格納容器に第１隔離弁を介して接続され原子炉格納容器内で発生したガスを排気塔に移送する排気管と、 前記排気管の途中に第２隔離弁を介して接続された非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）と、前記排気管の第２隔離弁の上流側から分岐する緊急排気管と、前記緊急排気管に直列に配置された複数の止め弁と、前記緊急排気管の前記複数の止め弁の下流側に配置された放射線モニターと、
前記放射線モニターの出力により第２隔離弁を開放するとともに前記非常用ガス処理系を起動させる制御手段と、を有することを特徴とする。
【００２１】
前記止め弁は、電動弁、空気作動弁のいずれも使用可能である。電動弁の場合交流電源のほかにバッテリーでも駆動できる構成とし、空気作動弁の場合には、作動空気として原子炉格納容器のガス圧を用いるようにすれば、全交流電源喪失（ＳＢＯ）の場合でも、原子炉格納容器の圧力低下を図ることが可能になる。
【００２２】
前記排気管の原子炉格納容器側は、原子炉格納容器のドライウエルとサプレッションチャンバーにそれぞれ別の第１隔離弁を介して接続された分岐配管からなる、ものとすることができる。
【００２３】
なお，非常用ガス処理系で処理された処理ガスは、排気管を介して排気塔に移送されて高所放出される。
【発明の効果】
【００２４】
本発明の原子炉格納容器の保護装置は、原子炉格納容器の最高使用圧力より低い任意の圧力で原子炉格納容器のベントをすることができ、したがって、原子炉冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）時のように、緊急に炉心への代替注水が必要になった場合に、使用可能なポンプの吐出圧力に応じて任意の圧力で原子炉格納容器のベントをすることができ、吐出圧力の低いポンプも使用して最大限の効果的な注水をすることができる。
【００２５】
また、止め弁から放射性物質がリークした場合には、放射線モニターがこれを検知して第２隔離弁を開放するとともに、非常用ガス処理系を起動させるので、排気管内の圧力（原子炉格納容器内の圧力）を減圧させて止め弁からのリークを抑制することができる。
【図面の簡単な説明】
【００２６】
【図１】本発明の原子炉格納容器減圧装置の一実施形態の系統図。
【図２】従来の原子炉格納容器減圧装置の系統図。
【発明を実施するための形態】
【００２７】
次に、本発明の原子炉格納容器の減圧装置を、沸騰水型原子炉発電プラント（Ｍａｒｋ−Ｉ型ＢＷＲ）の原子炉格納容器に適用した例につき、図１を参照して説明する。
【００２８】
（実施形態）
図１は、本実施形態の系統図である。
【００２９】
なお、図１に示す実施形態の原子炉格納容器は、図２に示した従来の原子炉格納容器と同一構造であるので、図２と共通する部分には、同一符号を付して重複する説明を省略する。
【００３０】
この実施形態が適用される原子炉格納容器２は、いわゆるＭａｒｋ−Ｉ型ＢＷＲであって、ドライウエル３と、サプレッションチャンバー４、ベント管５、ベントヘッダ６、ダウンカマーパイプ７等の圧力抑制系から主要部分が構成されている。
【００３１】
原子炉格納容器２には、それぞれ、ドライウエル３とサプレッションチャンバー４を貫通して内部空間に開口する排気管１３ａ，１３ｂが取り付けられており、それぞれ第１隔離弁１２ａ，１２ｂにより閉鎖されている。これらの隔離弁１２ａ，１２ｂは、原子炉水位低、ドライウエル圧力高あるいは放射能レベル高などの信号によって自動的に閉鎖し、原子炉格納容器２からの放射性物質の流出を防ぐようになっている。また、原子炉格納容器２のサプレッションチャンバー４側に接続された排気管１３ｂの第１隔離弁１２ｂは、サプレッションチャンバー４の満水時には閉鎖され、ドライウエル３側の排気管１３ａだけが開放される。
【００３２】
排気管１３ａ，１３ｂは合流し、合流した排気管１３には、後述する信号により開放される第２隔離弁１４と非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１が順に配置されている。
第２隔離弁１４は、原子炉格納容器２内の圧力とほぼ同圧の排気管１３内の高い圧力の気体を、非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１の高性能粒子フィルタ、ヨウ素用チャコールフィルタが有効に機能する圧力(正圧)まで減圧する。
非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１で処理されて放射性物質の除去されたガスは排気塔１５へ送られて高所放出される。
【００３３】
排気管１３の第２隔離弁１４の上流側には、非常用排気管１３ｃが接続され、この非常用排気管１３ｃには、遠隔操作で開閉する２個の止め弁１８ａ，１８ｂが直列に取り付けられ、その下流には止め弁１８ａ，１８ｂのリークを検出する放射線モニター１９が配置されている。
これらの止め弁１８ａ，１８ｂは、電動弁、空気作動弁のいずれで構成してもよい。電動弁とした場合には、バッテリー（蓄電池、乾電池）でも駆動できる構成とし、空気作動弁の場合には、作動空気として原子炉格納容器のガス圧を用い、信号系をバッテリー電源でも作動できる構成とすることにより、全交流電源喪失（ＳＢＯ）の場合でも、機能させることができる。
なお、止め弁１８ａ，１８ｂは、緊急の減圧が必要な場合には同時に開放されるが、下流側の止め弁１８ｂの開度を上流側の止め弁１８ａの開度より大きくしたり、止め弁１８ａ，１８ｂの両方を半開にしたりしてもよい。また、２段に限らず、必要に応じて３段以上直列に配置するようにしてもよい。
【００３４】
制御装置２０は、放射線モニター１９が止め弁１８ａ，１８ｂからの放射性物質のリークを検出すると、放射線レベルが許容範囲内か否かを判定し、許容値を超えていると判定すると、第２隔離弁１４に信号を送り、排気管１３内のガス圧を非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１が処理可能な圧力レベルにまで減圧する所定の開度で第２隔離弁１４を開放するとともに、非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１を起動させる。
【００３５】
第２隔離弁１４の開放により原子炉格納容器２内のガスは、非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１で処理され排気搭１５から放出されるので原子炉格納容器２内及び排気管１３内の圧力は減圧されて止め弁１８ａ，１８ｂからの放射性物質のリークが抑制される。
【００３６】
本発明の原子炉格納容器の減圧装置の止め弁１８ａ，１８ｂは、次のように用いられる。
【００３７】
例えば、配管破断事故発生後残留熱除去系が正常に機能しない場合等の原子炉格納容器２内の圧力が所定圧以上に上昇した場合には、第１隔離弁１２ａ，１２ｂと第２隔離弁１４が開放され、排気管１３ａ，１３ｂ等から放出された放射性物質を含む気体が非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１に送られ、ここで有害な放射性物質が除去された気体は排気塔１５から大気中に放出される。その結果、原子炉格納容器２内は減圧されてその健全性が保持される。
【００３８】
ところで、循環配管等の破断事故のように水蒸気を大量に含む気体によって原子炉格納容器２内の圧力、温度が急激に上昇した場合には、このガスをそのまま非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１に送ることはできない。非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１は、特殊加工したチャコールフィルタにより低濃度の放射性物質をも吸着して、高い除去効率を確保するように構成されているため、循環配管等の破断時に放出される水蒸気を大量に含むガスを系内に流すと、吸着性能が急激に劣化する上に、フィルタ自体の耐圧強度が小さいため、ガス流の衝撃により損傷する可能性がある。
したがって、このような場合には、止め弁１８ａ，１８ｂが開放され、緊急度、ガスの圧力レベル等に応じて次のような対応がなされる。
まず、ガス圧が非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１だけで処理するには高過ぎるが、圧力レベルを少し下げれば、処理可能である場合には、止め弁１８ａ，１８ｂの開放による減圧と、第２隔離弁１４による減圧の２段の減圧を行いながら非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１による処理を行うこともできる。
この場合、止め弁１８ａ，１８ｂから放出されるガスについては放射性物質の除去が行われないが、非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１により処理したガスには放射性物質が含まれていないので、環境に放出される放射性物質の総量を少なくすることができる。
いくつかの事故が重なり、原子炉格納容器２内の圧力が予め定められた設定圧以上になり原子炉格納容器２が損傷する可能性が考えられる場合には、止め弁１８ａ，１８ｂが全開される。
また、原子炉冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）時のように、原子炉圧力容器内への代替注水を緊急かつ大量に行う必要があるのに、吐出圧力が原子炉格納容器２の最高使用圧力よりも高いポンプだけでは十分な注水が行えない場合には、止め弁１８ａ，１８ｂの開放圧力を低くして、吐出圧の低いポンプによる注水も可能にすることができ、原子炉冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）などを回避することが可能になる。
なお、以上の実施形態では、ラプチャーディスクを使用していないが、本発明はかかる実施形態に限定されるものではなく、例えば排気管１３に、緊急排気管１３ｃと並列して第２の緊急排気管を設け、この排気管に従来と同様の止め弁とラプチャーディスクからなる緊急放圧システムを設けることも可能である。
【００３９】
なお、以上の実施形態は、Ｍａｒｋ−Ｉ型ＢＷＲに本発明を適用した場合について説明したが、本発明はかかる実施形態に限定されるべきものではなく、Ｍａｒｋ−II型ＢＷＲ、Ｍａｒｋ−III型ＢＷＲあるいはＡＢＷＲの原子炉格納容器減圧装置についても同様に適用することが可能である。
【符号の説明】
【００４０】
１……原子炉圧力容器
２……原子炉格納容器
３……ドライウエル
４……サプレッションチャンバー
５……ベント管
６……ベントヘッダ
７……ダウンカマーパイプ
８……主蒸気系配管
９……逃し安全弁
１０……排気管
１１……非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）
１２ａ，１２ｂ……第１隔離弁
１３，１３ａ，１３ｂ……排気管
１３ｃ……緊急排気管
１４……第２隔離弁
１５……排気塔
１６……電動弁
１７……ラプチャーディスク
１８ａ，１８ｂ……止め弁
１９……放射線モニター
２０……制御装置
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉格納容器の減圧装置に係り、特に、緊急に原子炉圧力容器および原子炉格納容器への代替注水が必要になった場合に、圧力が高くなった原子炉格納容器内を任意の圧力レベルに減圧して、吐出圧の低いポンプによる注水も可能にした原子炉格納容器の減圧装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子炉(ＢＷＲ)、例えば、Ｍａｒｋ−Ｉ型ＢＷＲは、図２に示すように、原子炉圧力容器１が鋼鉄製の原子炉格納容器２の中に内蔵されている。
【０００３】
Ｍａｒｋ−Ｉ型ＢＷＲの原子炉格納容器２は、原子炉圧力容器１及び再循環系（図示せず）を取り囲むフラスコ型のドライウェル３、その下に同心的に配置されたドーナツ型のサプレッションチャンバー４、ドライウエル３とサプレッションチャンバー４を放射状に連結する複数のベント管５、サプレッションチャンバー４の内部空間でベント管５の先端に連結されたドーナツ型のベントヘッダ６、ベントヘッダ６に接続された複数のダウンカマーパイプ７等の圧力抑制系から構成されている。
【０００４】
サプレッションチャンバー４にはプール水が張られており、ダウンカマーパイプ７の先端部分がこの水面下に没している。
【０００５】
主蒸気系配管８に取り付けられた主蒸気逃がし安全弁９から延びる主蒸気逃がし管１０の先端もサプレッションチャンバー４の水面下まで導かれている。
【０００６】
そして、原子炉圧力容器１内の圧力が過度に上昇した場合には、この主蒸気逃がし安全弁９を作動させて原子炉圧力容器１からの蒸気の一部をサプレッションチャンバー４のプール水中に放出して原子炉格納容器２内の圧力上昇が抑制される。
【０００７】
サプレッションチャンバー４のプール水は、残留熱除去系（ＲＨＲ）により冷却されて循環しているが、この残留熱除去系が正常に機能しない、主蒸気逃がし安全弁が一旦開いた後機器の故障により閉弁しない、などの事故が重なった場合には、原子炉格納容器２内の圧力、温度が急激に上昇し、最終的には、原子炉格納容器２の設計限界を超える危険性が発生する。
【０００８】
このような場合においても、原子炉格納容器２内に放出された放射性物質を含むガス等を安全に処理する設備として非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１が設けられている。
【０００９】
非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１は、図示を省略した湿分除去装置、高性能粒子フィルタ、ヨウ素用チャコールフィルタ、排気ファン等から構成されており、原子炉格納容器２のドライウエル３とサプレッションチャンバー４から、それぞれ第１隔離弁１２ａ，１２ｂを介して導出される排気管１３ａ，１３ｂを合流させた排気管１３に、第２隔離弁１４を介して連結されている。
【００１０】
原子炉格納容器２から、排気管１３によって放出された高圧のガスは、第２隔離弁１４で常圧近くの正圧に減圧され、非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１で核分裂生成物等が除去されて排気塔１５から高所放出される。
【００１１】
また、第２隔離弁１４の上流側で排気管１３から緊急排気管１３ｃが分岐している。分岐した緊急排気管１３ｃには、電動弁（ＭＯ）１６、ラプチャーディスク１７が直列に配置され、ラプチャーディスク１７の下流側は排気塔１５に接続されている。
【００１２】
非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１で処理しきれない放射性物質を含む大量の気体が原子炉格納容器２から放出され、原子炉格納容器２の圧力、温度が急激に上昇して原子炉格納容器２が損傷する可能性が考えられる場合には、電動弁１６が遠隔操作で開放され、配管内のガス圧が予め設定したラプチャーディスク１７の設定破裂圧力に達するとラプチャーディスク１７が破裂して高圧の気体を急激に放出して過圧による原子炉格納容器２の破壊が防止される。
【００１３】
ところで、このような従来のラプチャーディスク１７の破裂により原子炉格納容器２が損傷に至る過圧を防ぐようにした原子炉格納容器の減圧装置では、ラプチャーディスク１７の破裂設定圧力が原子炉格納容器２の最高使用圧力以上の圧力に設定されているため、この圧力以下での原子炉格納容器２内のガスベントをすることはできない。
【００１４】
したがって、原子炉冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）時のように、緊急に炉心への代替注水が必要になった場合には、原子炉格納容器の最大使用圧力以上の吐出圧力を持つポンプしか使うことができず、ポンプの調達範囲が制約されるという課題があった。
なお、原子炉格納容器からの排気管を途中で２経路に分岐し、一方の経路には、遠隔操作で開閉動作する止め弁を２個直列に配置し、他方の経路には、ラプチャーディスクと遠隔操作で開閉動作する止め弁を直列に配置し、これら２経路をその下流側で合流させて１本とし、その下流側にオリフィスとワイヤメッシュメタルフィルタを直列に配置した原子炉格納容器の減圧装置が知られている（特許文献１）。
【００１５】
この原子炉格納容器の減圧装置は、２個の止め弁側を遠隔で操作して、任意の圧力レベルで原子炉格納容器内の気体を放出することは可能である。
【００１６】
しかし、止め弁の封止能力はラプチャーディスクと比べれば完璧なものではなく、ワイヤメッシュメタルフィルタも放射性物質を完全に除去するものではないから、通常運転時に止め弁側から微量の放射性物質がリークする可能性がある。
【先行技術文献】
【特許文献】
【００１７】
【特許文献１】特開平３−２３５０９３号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１８】
従来のラプチャーディスクの破裂により原子炉格納容器の過圧による損壊を防ぐ減圧装置では、ラプチャーディスクの破裂設定圧力が原子炉格納容器の最高使用圧力以上の圧力に設定されるため、原子炉格納容器への緊急の代替注水が必要になった場合に、原子炉格納容器の最大使用圧力以上の吐出圧力を持つポンプしか使うことができず、ポンプの調達範囲が制約されるという課題があった。
【００１９】
また、排気管を２経路に分岐し、一方の経路にラプチャーディスクを、他方の経路に止め弁を２個直列に配置した減圧装置では、止め弁側から微量の放射性物質がリークする可能性があった。
本発明は、かかる従来の課題を解決するためになされたもので、任意の圧力レベルで、原子炉格納容器内のガスをベントすることができるとともに、放射性物質のリークが生じた場合、非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）を起動させて安全に処理することができるようにした原子炉格納容器の減圧装置を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００２０】
上記目的を達成するため、本発明の原子炉格納容器の減圧装置は、原子炉格納容器に第１隔離弁を介して接続され原子炉格納容器内で発生したガスを排気塔に移送する排気管と、 前記排気管の途中に第２隔離弁を介して接続された非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）と、前記排気管の第２隔離弁の上流側から分岐する緊急排気管と、前記緊急排気管に直列に配置された複数の止め弁と、前記緊急排気管の前記複数の止め弁の下流側に配置された放射線モニターと、
前記放射線モニターの出力により第２隔離弁を開放するとともに前記非常用ガス処理系を起動させる制御手段と、を有することを特徴とする。
【００２１】
前記止め弁は、電動弁、空気作動弁のいずれも使用可能である。電動弁の場合交流電源のほかにバッテリーでも駆動できる構成とし、空気作動弁の場合には、作動空気として原子炉格納容器のガス圧を用いるようにすれば、全交流電源喪失（ＳＢＯ）の場合でも、原子炉格納容器の圧力低下を図ることが可能になる。
【００２２】
前記排気管の原子炉格納容器側は、原子炉格納容器のドライウエルとサプレッションチャンバーにそれぞれ別の第１隔離弁を介して接続された分岐配管からなる、ものとすることができる。
【００２３】
なお，非常用ガス処理系で処理された処理ガスは、排気管を介して排気塔に移送されて高所放出される。
【発明の効果】
【００２４】
本発明の原子炉格納容器の保護装置は、原子炉格納容器の最高使用圧力より低い任意の圧力で原子炉格納容器のベントをすることができ、したがって、原子炉冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）時のように、緊急に炉心への代替注水が必要になった場合に、使用可能なポンプの吐出圧力に応じて任意の圧力で原子炉格納容器のベントをすることができ、吐出圧力の低いポンプも使用して最大限の効果的な注水をすることができる。
【００２５】
また、止め弁から放射性物質がリークした場合には、放射線モニターがこれを検知して第２隔離弁を開放するとともに、非常用ガス処理系を起動させるので、排気管内の圧力（原子炉格納容器内の圧力）を減圧させて止め弁からのリークを抑制することができる。
【図面の簡単な説明】
【００２６】
【図１】本発明の原子炉格納容器減圧装置の一実施形態の系統図。
【図２】従来の原子炉格納容器減圧装置の系統図。
【発明を実施するための形態】
【００２７】
次に、本発明の原子炉格納容器の減圧装置を、沸騰水型原子炉発電プラント（Ｍａｒｋ−Ｉ型ＢＷＲ）の原子炉格納容器に適用した例につき、図１を参照して説明する。
【００２８】
（実施形態）
図１は、本実施形態の系統図である。
【００２９】
なお、図１に示す実施形態の原子炉格納容器は、図２に示した従来の原子炉格納容器と同一構造であるので、図２と共通する部分には、同一符号を付して重複する説明を省略する。
【００３０】
この実施形態が適用される原子炉格納容器２は、いわゆるＭａｒｋ−Ｉ型ＢＷＲであって、ドライウエル３と、サプレッションチャンバー４、ベント管５、ベントヘッダ６、ダウンカマーパイプ７等の圧力抑制系から主要部分が構成されている。
【００３１】
原子炉格納容器２には、それぞれ、ドライウエル３とサプレッションチャンバー４を貫通して内部空間に開口する排気管１３ａ，１３ｂが取り付けられており、それぞれ第１隔離弁１２ａ，１２ｂにより閉鎖されている。これらの隔離弁１２ａ，１２ｂは、原子炉水位低、ドライウエル圧力高あるいは放射能レベル高などの信号によって自動的に閉鎖し、原子炉格納容器２からの放射性物質の流出を防ぐようになっている。また、原子炉格納容器２のサプレッションチャンバー４側に接続された排気管１３ｂの第１隔離弁１２ｂは、サプレッションチャンバー４の満水時には閉鎖され、ドライウエル３側の排気管１３ａだけが開放される。
【００３２】
排気管１３ａ，１３ｂは合流し、合流した排気管１３には、後述する信号により開放される第２隔離弁１４と非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１が順に配置されている。
第２隔離弁１４は、原子炉格納容器２内の圧力とほぼ同圧の排気管１３内の高い圧力の気体を、非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１の高性能粒子フィルタ、ヨウ素用チャコールフィルタが有効に機能する圧力(正圧)まで減圧する。
非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１で処理されて放射性物質の除去されたガスは排気塔１５へ送られて高所放出される。
【００３３】
排気管１３の第２隔離弁１４の上流側には、非常用排気管１３ｃが接続され、この非常用排気管１３ｃには、遠隔操作で開閉する２個の止め弁１８ａ，１８ｂが直列に取り付けられ、その下流には止め弁１８ａ，１８ｂのリークを検出する放射線モニター１９が配置されている。
これらの止め弁１８ａ，１８ｂは、電動弁、空気作動弁のいずれで構成してもよい。電動弁とした場合には、バッテリー（蓄電池、乾電池）でも駆動できる構成とし、空気作動弁の場合には、作動空気として原子炉格納容器のガス圧を用い、信号系をバッテリー電源でも作動できる構成とすることにより、全交流電源喪失（ＳＢＯ）の場合でも、機能させることができる。
なお、止め弁１８ａ，１８ｂは、緊急の減圧が必要な場合には同時に開放されるが、下流側の止め弁１８ｂの開度を上流側の止め弁１８ａの開度より大きくしたり、止め弁１８ａ，１８ｂの両方を半開にしたりしてもよい。また、２段に限らず、必要に応じて３段以上直列に配置するようにしてもよい。
【００３４】
制御装置２０は、放射線モニター１９が止め弁１８ａ，１８ｂからの放射性物質のリークを検出すると、放射線レベルが許容範囲内か否かを判定し、許容値を超えていると判定すると、第２隔離弁１４に信号を送り、排気管１３内のガス圧を非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１が処理可能な圧力レベルにまで減圧する所定の開度で第２隔離弁１４を開放するとともに、非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１を起動させる。
【００３５】
第２隔離弁１４の開放により原子炉格納容器２内のガスは、非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１で処理され排気搭１５から放出されるので原子炉格納容器２内及び排気管１３内の圧力は減圧されて止め弁１８ａ，１８ｂからの放射性物質のリークが抑制される。
【００３６】
本発明の原子炉格納容器の減圧装置の止め弁１８ａ，１８ｂは、次のように用いられる。
【００３７】
例えば、配管破断事故発生後残留熱除去系が正常に機能しない場合等の原子炉格納容器２内の圧力が所定圧以上に上昇した場合には、第１隔離弁１２ａ，１２ｂと第２隔離弁１４が開放され、排気管１３ａ，１３ｂ等から放出された放射性物質を含む気体が非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１に送られ、ここで有害な放射性物質が除去された気体は排気塔１５から大気中に放出される。その結果、原子炉格納容器２内は減圧されてその健全性が保持される。
【００３８】
ところで、循環配管等の破断事故のように水蒸気を大量に含む気体によって原子炉格納容器２内の圧力、温度が急激に上昇した場合には、このガスをそのまま非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１に送ることはできない。非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１は、特殊加工したチャコールフィルタにより低濃度の放射性物質をも吸着して、高い除去効率を確保するように構成されているため、循環配管等の破断時に放出される水蒸気を大量に含むガスを系内に流すと、吸着性能が急激に劣化する上に、フィルタ自体の耐圧強度が小さいため、ガス流の衝撃により損傷する可能性がある。
したがって、このような場合には、止め弁１８ａ，１８ｂが開放され、緊急度、ガスの圧力レベル等に応じて次のような対応がなされる。
まず、ガス圧が非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１だけで処理するには高過ぎるが、圧力レベルを少し下げれば、処理可能である場合には、止め弁１８ａ，１８ｂの開放による減圧と、第２隔離弁１４による減圧の２段の減圧を行いながら非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１による処理を行うこともできる。
この場合、止め弁１８ａ，１８ｂから放出されるガスについては放射性物質の除去が行われないが、非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）１１により処理したガスには放射性物質が含まれていないので、環境に放出される放射性物質の総量を少なくすることができる。
いくつかの事故が重なり、原子炉格納容器２内の圧力が予め定められた設定圧以上になり原子炉格納容器２が損傷する可能性が考えられる場合には、止め弁１８ａ，１８ｂが全開される。
また、原子炉冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）時のように、原子炉圧力容器内への代替注水を緊急かつ大量に行う必要があるのに、吐出圧力が原子炉格納容器２の最高使用圧力よりも高いポンプだけでは十分な注水が行えない場合には、止め弁１８ａ，１８ｂの開放圧力を低くして、吐出圧の低いポンプによる注水も可能にすることができ、原子炉冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）などを回避することが可能になる。
なお、以上の実施形態では、ラプチャーディスクを使用していないが、本発明はかかる実施形態に限定されるものではなく、例えば排気管１３に、緊急排気管１３ｃと並列して第２の緊急排気管を設け、この排気管に従来と同様の止め弁とラプチャーディスクからなる緊急放圧システムを設けることも可能である。
【００３９】
なお、以上の実施形態は、Ｍａｒｋ−Ｉ型ＢＷＲに本発明を適用した場合について説明したが、本発明はかかる実施形態に限定されるべきものではなく、Ｍａｒｋ−II型ＢＷＲ、Ｍａｒｋ−III型ＢＷＲあるいはＡＢＷＲの原子炉格納容器減圧装置についても同様に適用することが可能である。
【符号の説明】
【００４０】
１……原子炉圧力容器
２……原子炉格納容器
３……ドライウエル
４……サプレッションチャンバー
５……ベント管
６……ベントヘッダ
７……ダウンカマーパイプ
８……主蒸気系配管
９……逃し安全弁
１０……排気管
１１……非常用ガス処理系（ＳＧＴＳ）
１２ａ，１２ｂ……第１隔離弁
１３，１３ａ，１３ｂ……排気管
１３ｃ……緊急排気管
１４……第２隔離弁
１５……排気塔
１６……電動弁
１７……ラプチャーディスク
１８ａ，１８ｂ……止め弁
１９……放射線モニター
２０……制御装置
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉格納容器に第１隔離弁を介して接続され原子炉格納容器内で発生した気体を排気塔に移送する排気管と、
前記排気管の途中に第２隔離弁を介して接続された非常用ガス処理系と、
前記排気管の第２隔離弁の上流側から分岐する緊急排気管と、
前記緊急排気管に直列に配置された複数の止め弁と、
前記緊急排気管の前記複数の止め弁の下流側に配置された放射線モニターと、
前記放射線モニターの出力により第２隔離弁を開放するとともに前記非常用ガス処理系を起動させる制御手段と、
を有することを特徴とする原子炉格納容器の減圧装置。
【請求項２】
前記排気管の原子炉格納容器側は、原子炉格納容器のドライウエルとサプレッションチャンバーにそれぞれ別の第１隔離弁を介して接続された分岐配管からなることを特徴とする請求項１記載の原子炉格納容器の減圧装置。
【請求項３】
原子炉格納容器のサプレッションチャンバー側に接続された前記排気管の第１隔離弁は、サプレッションチャンバーの満水時には閉鎖されることを特徴とする請求項２記載の原子炉格納容器の減圧装置。
【請求項４】
前記非常用ガス処理系で処理された気体は、排気管を介して排気塔に移送されることを特徴とする請求項１乃至３のいずれか１項記載の原子炉格納容器の減圧装置。
【請求項１】
原子炉格納容器に第１隔離弁を介して接続され原子炉格納容器内で発生した気体を排気塔に移送する排気管と、
前記排気管の途中に第２隔離弁を介して接続された非常用ガス処理系と、
前記排気管の第２隔離弁の上流側から分岐する緊急排気管と、
前記緊急排気管に直列に配置された複数の止め弁と、
前記緊急排気管の前記複数の止め弁の下流側に配置された放射線モニターと、
前記放射線モニターの出力により第２隔離弁を開放するとともに前記非常用ガス処理系を起動させる制御手段と、
を有することを特徴とする原子炉格納容器の減圧装置。
【請求項２】
前記排気管の原子炉格納容器側は、原子炉格納容器のドライウエルとサプレッションチャンバーにそれぞれ別の第１隔離弁を介して接続された分岐配管からなることを特徴とする請求項１記載の原子炉格納容器の減圧装置。
【請求項３】
原子炉格納容器のサプレッションチャンバー側に接続された前記排気管の第１隔離弁は、サプレッションチャンバーの満水時には閉鎖されることを特徴とする請求項２記載の原子炉格納容器の減圧装置。
【請求項４】
前記非常用ガス処理系で処理された気体は、排気管を介して排気塔に移送されることを特徴とする請求項１乃至３のいずれか１項記載の原子炉格納容器の減圧装置。
【図１】
【図２】
【図２】
【公開番号】特開２０１２−２３００５８（Ｐ２０１２−２３００５８Ａ）
【公開日】平成２４年１１月２２日（２０１２．１１．２２）
【国際特許分類】
【出願番号】特願２０１１−９９６４５（Ｐ２０１１−９９６４５）
【出願日】平成２３年４月２７日（２０１１．４．２７）
【出願人】（０００００３０７８）株式会社東芝 (54,554)
【Ｆターム（参考）】
【公開日】平成２４年１１月２２日（２０１２．１１．２２）
【国際特許分類】
【出願日】平成２３年４月２７日（２０１１．４．２７）
【出願人】（０００００３０７８）株式会社東芝 (54,554)
【Ｆターム（参考）】
[ Back to top ]