(57)【要約】【課題】シビアアクシデント時に電源、運転員操作を必要とせず、水素による原子炉格納容器の加圧を抑制する。【解決手段】原子炉格納容器加圧抑制システムは、炉心を内包する原子炉容器２と原子炉容器２を格納する原子炉格納容器１０とを具備する原子炉施設にあって原子炉格納容器１０内で非凝縮性ガスが発生する事故時に原子炉格納容器１０の加圧を抑制する。このために、原子炉格納容器１０の外部に設けられてガス収納容器プール２２を有するガス収納容器２０と、ガス収納容器２０と原子炉格納容器１０とを接続し事故時に原子炉格納容器１０内の雰囲気ガスをガス収納容器プール２２に移送可能な格納容器ガスベント配管２３と、ガス収納容器２０内に設けられ非凝縮性ガスをガス収納容器２０内の空間から除去するガス処理部３０と、ガス収納容器２０内を冷却するための冷却部４０とを備える。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
炉心を内包する原子炉容器と前記原子炉容器を格納する原子炉格納容器とを具備する原子炉施設にあって前記原子炉格納容器内で非凝縮性ガスが発生する事故時に前記原子炉格納容器の加圧を抑制する加圧抑制システムにおいて、
前記原子炉格納容器の外部に設けられてガス収納容器プールを有するガス収納容器と、
前記ガス収納容器と前記原子炉格納容器とを接続し前記事故時に前記原子炉格納容器内の雰囲気ガスを前記ガス収納容器プールに移送可能な格納容器ガスベント配管と、
前記ガス収納容器内に設けられ非凝縮性ガスを前記ガス収納容器内の空間から除去するガス処理部と、
前記ガス収納容器内を冷却するための冷却部と、
を備えることを特徴とする加圧抑制システム。
【請求項２】
前記原子炉格納容器は、前記原子炉容器を収納するドライウェルと、サプレッションプールを収納するウェットウェルとを有し、
前記格納容器ガスベント配管は、前記ウェットウェルの気相部と前記ガス収納容器プールの水中とを接続するウェットウェルガスベント配管と、前記ドライウェル気相部と前記ガス収納容器内の前記ガス収納容器プールの水中とを接続するドライウェルガスベント配管とを有し、
前記ウェットウェルガスベント配管にはウェットウェル真空破壊弁が敷設されており、
前記非凝縮性ガスを前記ガス収納容器から前記ウェットウェルへ移送可能なように、前記ウェットウェルガスベント配管の前記ガス収納容器プールの水中での開口部の位置が前記ドライウェルガスベント配管の前記ガス収納容器プールの水中での開口部の位置よりも低く配されている、
ことを特徴とする請求項１に記載の加圧抑制システム。
【請求項３】
前記原子炉格納容器の外部に設けられた熱交換器プールと、
前記熱交換器プール内に浸漬されて上部ヘッダーおよび下部ヘッダーを有する熱交換器と、
前記上部ヘッダーと前記ドライウェルの気相部とを接続する熱交換器蒸気配管と、
前記下部ヘッダーと前記原子炉格納容器内の少なくとも１か所とを接続する熱交換器凝縮水ドレン配管と、
前記下部ヘッダーと前記ガス収納容器の前記ガス収納容器プールの水中とを接続する熱交換器ガスベント配管と、
をさらに備えることを特徴とする請求項１または請求項２に記載の加圧抑制システム。
【請求項４】
前記ガス処理部は、水素・酸素再結合触媒と金属過酸化物とを有することを特徴とする請求項１ないし請求項３のいずれか一項に記載の加圧抑制システム。
【請求項５】
前記ガス処理部は、水素・酸素再結合触媒と金属過酸化物と水素・窒素反応触媒とを有することを特徴とする請求項１ないし請求項３のいずれか一項に記載の加圧抑制システム。
【請求項６】
前記ガス収納容器内は、前記原子炉施設の通常運転時は空気が充填されていることを特徴とする請求項１ないし請求項５のいずれか一項に記載の加圧抑制システム。
【請求項７】
前記ガス収納容器は、前記ガス処理部の周囲を包囲し、上部に開口を有する仕切り板を内包することを特徴とする請求項１ないし請求項６のいずれか一項に記載の加圧抑制システム。
【請求項８】
前記仕切り板は、その下端が前記ガス収納容器プールの液面より上にあることを特徴とする請求項７に記載の加圧抑制システム。
【請求項９】
炉心を内包する原子炉容器と、
前記原子炉容器を収納する原子炉格納容器と、
前記原子炉格納容器内に非凝縮性ガスを発生させる事故時に前記原子炉格納容器の加圧を抑制する原子炉格納容器加圧抑制システムとを備え、
前記原子炉格納容器加圧抑制システムは、
前記原子炉格納容器の外部に設けられたガス収納容器と、
前記ガス収納容器と前記原子炉格納容器とを接続し冷却材喪失事故時に前記原子炉格納容器内の雰囲気ガスを前記ガス収納容器内のガス収納容器プールに移送可能な格納容器ガスベント配管と、
前記ガス収納容器内に設けられ非凝縮性ガスをガス収納容器内空間から除去するガス処理部と、
前記ガス収納容器内の気体を冷却するための冷却部と、
を有することを特徴とする原子炉施設。
【請求項１０】
冷却材喪失時に炉心から発生する水素ガスを原子炉格納容器内に収納する格納容器内収納ステップと、
前記格納容器内収納ステップの後に、前記原子炉格納容器内が所定圧力を超えた場合に、前記原子炉格納容器内に収納した水素ガスを前記原子炉格納容器の外部に設けられたガス収納容器に移送する移送ステップと、
前記移送ステップにより前記ガス収納容器に移送された水素ガスを前記ガス収納容器内空間から除去するガス処理ステップと、
前記ガス処理ステップの開始後に、前記収納容器を冷却する冷却ステップと、
を有することを特徴とする加圧抑制方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、加圧抑制システム、原子炉施設および加圧抑制方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
一般に、沸騰水型原子力発電所における原子炉格納容器は、原子炉事故に備えて可燃性ガス濃度制御システムを有している。
【０００３】
原子炉容器に接続する主蒸気管等の原子炉一次冷却系配管がドライウェル内で万一破断した場合、原子炉格納容器内のドライウェルに高温・高圧の原子炉一次冷却材が放出され、ドライウェル内の圧力・温度が急激に上昇する。
【０００４】
このドライウェルに放出された高温・高圧の冷却材は、ドライウェル内の気体と混合して、ベント配管を経由してサプレッションプール内の貯蔵水中に放出されて冷却される。このようにして、原子炉容器から放出された熱エネルギーの多くは、このサプレッションプール内の貯蔵水中において冷却され吸収される。
【０００５】
なお、原子炉圧力容器内は、非常用炉心冷却系によりサプレッションプール内の貯蔵水が注入されて炉心が冷却される。この冷却水は、長期的には炉心から崩壊熱を吸収し、破断した配管の破断口からドライウェルへ流出される。
【０００６】
このように、原子炉一次冷却系配管が万が一破断した場合は、ドライウェル内の圧力・温度は常にウェットウェルよりも高い状態となり、ベント配管を経由してウェットウェル内に水蒸気とガスが移動する。このとき、原子炉炉心から放出されドライウェルの空間に存在していた核分裂生成物は、ベント配管を経由してサプレッションプール内で捕捉される。
【０００７】
原子炉一時冷却系配管が破断しない場合でも、電源喪失等によって原子炉の冷却機能が喪失すると、原子炉容器の圧力が上昇し、主蒸気管に設けられた安全弁が作動して原子炉容器内の水蒸気及び核分裂生成物をサプレッションプール水中に放出する。ウェットウェルの圧力がドライウェルの圧力よりも高くなった場合には真空破壊弁が作動してウェットウェル内のガスがドライウェルに流入する。
【０００８】
このように長期的事象下では、軽水炉型原子力発電所の原子炉内では冷却材である水は放射線分解され、水素ガスと酸素ガスが発生する。さらに、原子炉炉心内の燃料被覆管の温度が上昇する場合には、この水蒸気と燃料被覆管材料のジルコニウムとの間で反応が起こり（以下、Ｍｅｔａｌ−Ｗａｔｅｒ反応という。）、短時間で水素ガスが発生する。
【０００９】
このようにして発生した水素ガスは、破断した配管の破断口等から冷却材と共に原子炉格納容器内に放出され、原子炉格納容器内の水素ガス濃度は次第に上昇する。また、水素ガスは非凝縮性であるので、原子炉格納容器内の圧力も上昇することになる。
【００１０】
この水素ガスが発生する状態に対して何等有効な対策を行うことができずに、水素ガス濃度が４ｖｏｌ％以上かつ酸素濃度が５ｖｏｌ％以上に上昇、すなわち可燃性ガス濃度が可燃限界を越えたときには、気体は可燃状態となる。さらに、水素ガス濃度が上昇すると過剰な反応が発生する可能性が生じる。
【００１１】
こうした水素ガス濃度が上昇する事態への有効な対策として、従来の沸騰水型原子力発電設備の場合においては、圧力抑制式の原子炉格納容器内を窒素ガスで置換して酸素濃度を低く維持する対策がとられている。上述のＭｅｔａｌ−Ｗａｔｅｒ反応により短時間で大量に発生する水素ガスに対しても、原子炉格納容器内が可燃性雰囲気となることを厳しく防止して固有の安全性を達成している。
【００１２】
また、水素ガスを除去するため、原子炉格納容器の外部に設置され再結合器及びブロアを有する可燃性ガス濃度制御装置が設けられている。この可燃性ガス濃度制御装置は、原子炉格納容器内の雰囲気を原子炉格納容器の外部に吸引し、昇温させて雰囲気中の水素ガスと酸素ガスを再結合させて水に戻し、残りの気体を冷却してから原子炉格納容器の内部へ戻すことにより、可燃性ガス濃度の上昇を抑制している。
【００１３】
また、上述の可燃性ガス濃度制御装置とは異なり外部電源、駆動部を必要とせず、静的に可燃性ガス濃度を制御する方法として、水素の酸化触媒を用いて再結合反応を促進させる触媒式再結合装置を原子炉格納容器内に複数配置する方法も知られている。
【００１４】
しかし、Ｍｅｔａｌ−Ｗａｔｅｒ反応によって大量の水素が発生する事象下において、前述の水素ガスを除去するための触媒式再結合装置は、水素と酸素を反応させることにより水素を除去する原理であるため、酸素よりも化学量論的に過剰な水素を除去することはできない。
【００１５】
上述のように沸騰水型原子炉において、運転中の原子炉格納容器内の雰囲気は窒素ガスで置換しているために、Ｍｅｔａｌ−Ｗａｔｅｒ反応で発生する水素と結合可能な酸素は原子炉格納容器内に僅かしか存在していない。
【００１６】
この低酸素雰囲気中において、水素を選択的に除去するシステムとして、水素吸蔵装置を用いて水素を分離する方法（例えば、特許文献１参照）や、酸化銅で水素を酸化処理する方法（例えば特許文献２参照）が提案されている。また、原子炉格納容器内の雰囲気を吸引し、化学量論的に不足している酸素を酸素ボンベ等によって補充して水素ガスを水に化学変化させ、残余ガスを原子炉格納容器内に戻す方法もある（例えば、特許文献３参照）。
【先行技術文献】
【特許文献】
【００１７】
【特許文献１】特開２０１０−１９０８６８号公報
【特許文献２】特開２０１１−０１２９７３号公報
【特許文献３】特許３５９６８４３号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１８】
上述したように従来の原子炉格納容器においては、原子炉一次冷却系配管が万一破断するような事故時に、冷却水中に移行した核分裂生成物によって水が放射線分解され、水素と酸素が発生し、原子炉格納容器内の雰囲気が可燃限界に到達するのを防止するために、可燃性ガス濃度制御装置が設けられている。
【００１９】
しかし、放射線分解で発生する水素・酸素によって原子炉格納容器内の雰囲気が可燃限界に到達するような量の核分裂生成物が冷却水中に放出される事象では、同時にＭｅｔａｌ−Ｗａｔｅｒ反応によって大量の水素が発生していると予測される。
【００２０】
したがって、この大量の水素によって酸素濃度が相対的に低下し、逆に、可燃限界に至ることはないと考えられる。
【００２１】
また、現行の原子炉の安全評価においては、可燃性ガス濃度を保守的に見積もるために、Ｍｅｔａｌ−Ｗａｔｅｒ反応の割合を小さく、放射線分解に寄与する冷却材中に移行した核分裂生成物の割合を大きく見積もっているために、可燃性ガス濃度制御系が必要となっている。
【００２２】
このように、沸騰水型原子炉では、原子炉格納容器内は窒素により不活性化されているため、Ｍｅｔａｌ−Ｗａｔｅｒ反応によって発生した水素により原子炉格納容器内の雰囲気が直ちに可燃限界に達することはない。しかし、大量の水素が発生したときには、原子炉格納容器の過圧の要因になり得る。また、格納容器除熱系の復旧によって事故が収束に向かった場合にも依然として大量の水素が原子炉格納容器内に残留することになり、原子炉格納容器内のガスを外部環境に放出する以外に大量水素を除去する等の処理の手立てはない。
【００２３】
このように、上述の可燃限界防止の観点よりはむしろ、原子炉格納容器の過圧防護又は事故後の原子炉格納容器の雰囲気制御の見地から水素除去を行う必要がある、という課題があった。
【００２４】
また、上述した状況を考慮して、Ｍｅｔａｌ−Ｗａｔｅｒ反応によって発生した水素を水素吸蔵装置に吸蔵して除去するシステムあるいは酸化銅を用いた水素酸化処理により除去するシステムが知られている。しかし、いずれも原子炉格納容器の雰囲気中のガスを処理装置に供給するためのブロアや流量調整及びヒーター制御を必要とする。そのため、電源喪失時には使用できないこと、炉心損傷を伴うシビアアクシデント時に複数のバルブ、ブロア、ヒーターなどの動的機器の運転員操作が必要となり運転員の負担が増大することが課題であった。
【００２５】
また、化学量論的に不足する酸素を外部から酸素ボンベを用いて供給するという提案もなされている。しかし、原子炉格納容器内の水素濃度は事故条件によって異なり、未反応酸素が原子炉格納容器内の雰囲気と混合し可燃性限界に到達しないよう、水素濃度に合わせた酸素供給量の制御が必要であり、水素爆発の要因になる可能性があることが問題であった。
【００２６】
本発明は上記課題を解決するためになされたもので、シビアアクシデント時に電源、運転員操作を必要とせず、水素による原子炉格納容器の加圧を抑制することが可能な加圧抑制システム、原子炉施設および加圧抑制方法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】
【００２７】
上述の目的を達成するため、本発明は、炉心を内包する原子炉容器と前記原子炉容器を格納する原子炉格納容器とを具備する原子炉施設にあって前記原子炉格納容器内で非凝縮性ガスが発生する事故時に前記原子炉格納容器の加圧を抑制する原子炉格納容器加圧抑制システムにおいて、前記原子炉格納容器の外部に設けられてガス収納容器プールを有するガス収納容器と、前記ガス収納容器と前記原子炉格納容器とを接続し前記事故時に前記原子炉格納容器内の雰囲気ガスを前記ガス収納容器プールに移送可能な格納容器ガスベント配管と、前記ガス収納容器内に設けられ非凝縮性ガスを前記ガス収納容器内の空間から除去するガス処理部と、前記ガス収納容器内を冷却するための冷却部と、を備えることを特徴とする。
【００２８】
また、本発明による原子炉施設は、炉心を内包する原子炉容器と、前記原子炉容器を収納する原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器内に非凝縮性ガスを発生させる事故時に前記原子炉格納容器の加圧を抑制する原子炉格納容器加圧抑制システムとを備え、前記原子炉格納容器加圧抑制システムは、前記原子炉格納容器の外部に設けられたガス収納容器と、前記ガス収納容器と前記原子炉格納容器とを接続し冷却材喪失事故時に前記原子炉格納容器内の雰囲気ガスを前記ガス収納容器内のガス収納容器プールに移送可能な格納容器ガスベント配管と、前記ガス収納容器内に設けられ非凝縮性ガスをガス収納容器内空間から除去するガス処理部と、前記ガス収納容器内の気体を冷却するための冷却部と、を有することを特徴とする。
【００２９】
また、本発明による原子炉格納容器の加圧抑制方法は、冷却材喪失時に炉心から発生する水素ガスを原子炉格納容器内に収納する格納容器内収納ステップと、前記格納容器内収納ステップの後に、前記原子炉格納容器内が所定圧力を超えた場合に、前記原子炉格納容器内に収納した水素ガスを前記原子炉格納容器の外部に設けられたガス収納容器に移送する移送ステップと、前記移送ステップにより前記ガス収納容器に移送された水素ガスを前記ガス収納容器内空間から除去するガス処理ステップと、前記ガス処理ステップの開始後に、前記収納容器を冷却する冷却ステップと、を有することを特徴とする。
【発明の効果】
【００３０】
本発明によれば、シビアアクシデント時に電源、運転員操作を必要とせず、水素による格納容器の加圧を抑制することができる。
【図面の簡単な説明】
【００３１】
【図１】本発明に係る原子炉施設の第１の実施形態を示す模式的立断面図である。
【図２】本発明に係る加圧抑制設備の第１の実施形態のガス処理部の構成を示す立断面図である。
【図３】本発明に係る加圧抑制設備の第２の実施形態を示す模式的立断面図である。
【発明を実施するための形態】
【００３２】
以下、図面を参照して本発明に係るプラント水処理システムの実施形態について説明する。ここで、同一または類似の部分には、共通の符号を付して、重複説明は省略する。
【００３３】
[第１の実施形態]
図１は、本発明に係る原子炉施設の第１の実施形態を示す全体ブロック図である。
【００３４】
原子炉炉心１を収納する原子炉容器２は、原子炉格納容器１０内に格納されている。また、原子炉容器２に接続する主蒸気管３は、隔離弁３ａの外側で原子炉格納容器１０を貫通する。
【００３５】
原子炉容器２の周囲は生体遮へい壁５に囲まれている。原子炉格納容器１０内には、上部に原子炉容器２を包囲する上部ドライウェル１１が、また、生体遮へい壁５内の原子炉容器２の下方に下部ドライウェル１２が形成されている。
【００３６】
また、生体遮へい壁５の外側の、上部ドライウェル１１の下方には、ウェットウェル１３が形成され、ウェットウェル１３の下部は、水を貯蔵するサプレッションプール１３ａが形成されている。主蒸気管３の隔離弁３ａの内側には、安全弁４を介して蒸気をサプレッションプール１３ａに逃すラインが構成されている。
【００３７】
また、ウェットウェル１３の気相部は、ドライウェル真空破壊弁１５を介して上部ドライウェル１１に連通しており、通常時は連通状態にはないが、上部ドライウェル１１の圧力が規定値を下回ると、ドライウェル真空破壊弁１５が開き、ウェットウェル１３から上部ドライウェル１１に気体が流入し上部ドライウェル１１を保護する。
【００３８】
上部ドライウェル１１とサプレッションプール１３ａ間にはベント配管１４が設けられ、サプレッションプール１３ａ内は、ベント配管サプレッションプール連通部１４ｂにおいて開放されている。また、ベント配管１４は、ベント配管下部ドライウェル連通部１４ａにおいて下部ドライウェル１２に開放されている。
【００３９】
原子炉格納容器１０の外側には、ガス収納容器２０が設けられている。ガス収納容器２０の内部には、下部にガス収納容器プール２２が形成され、ガス収納容器プール２２の上方に、ガス処理部３０が設けられている。
【００４０】
ガス処理部３０は、その周囲を仕切り板２１で包囲され、仕切り板２１は、下部はガス収納容器プール２２側に開放されている。下部の開放口は、ガス収納容器プール２２内に浸漬している。仕切り板２１は、上部に仕切り板上部開口２１ａを有する。
【００４１】
なお、下部の開放口がガス収納容器プール２２内に浸漬しているのは、ガス収納容器プール２２内に流入する窒素ガスおよび水素ガスが上昇して仕切り板２１にガイドされ確実にガス処理部３０に流入できるようにするためである。
【００４２】
ここで、ガス収納容器プール２２内に浸漬させずに、ガス収納容器プール２２の液面より高い位置に仕切り板２１の下部の開放口を設けることでもよい。この場合は、初期には全量をガス処理部３０に流入させることはできないが、反応によりガス処理部３０の温度が上昇することと、冷却部４０の動作によるガス収納容器２０内の上部のガスの冷却により、ガス処理部３０内のカートリッジ間流路３４と、ガス収納容器２０内の仕切り板２１外部環状部とで、自然循環流路を構成することができる。
【００４３】
ガス収納容器２０の外側の上部には、給水配管４１により送水されスプレイノズル４２でガス収納容器２０の外側に冷却水をスプレイ可能な冷却部４０が設けられている。
【００４４】
なお、スプレイノズル４２の代わりに、単なる冷却水の注水口であってもよく、ガス収納容器２０の外面に冷却水を供給できればその形状、型式を問わない。また、スプレイノズル４２への給水方法は、図示していないが、高所に設けたタンクからの重力落下方式や蓄圧タンクからの給水、消防ポンプ車による給水などが適用できる。
【００４５】
このとき、運転員による操作を不要とするには、スプレイノズル４２または給水配管４１にガス収納容器２０の温度上昇を検知して開放する溶融弁を設けることで対応できる。
【００４６】
原子炉格納容器１０とガス収納容器２０の間は、格納容器ガスベント配管２３で接続されている。格納容器ガスベント配管２３は、ドライウェルガスベント配管２４およびウェットウェルガスベント配管２５を有する。
【００４７】
ドライウェルガスベント配管２４は、上部ドライウェル１１からガス収納容器２０を貫通しガス収納容器プール２２までを接続しており、事故時に上部ドライウェル１１内の気体をガス収納容器プール２２に逃がす。
【００４８】
また、ウェットウェルガスベント配管２５は、ガス収納容器プール２２からガス収納容器２０を貫通し原子炉格納容器１０のウェットウェル１３までをウェットウェル真空破壊弁２６を介して接続する。ウェットウェルガスベント配管２５は、ガス収納容器２０内が加圧されたときに、ウェットウェル１３に連通させ、または、ウェットウェル１３の圧力が上昇した場合にガス収納容器２０に連通させる。
【００４９】
ここで、ウェットウェルガスベント配管２５のガス収納容器プール２２内の差込深さは、ドライウェルガスベント配管２４のガス収納容器プール２２内の差込深さより深い位置となるよう設定される。
【００５０】
なお、通常運転状態においては、上部ドライウェル１１、下部ドライウェル１２およびウェットウェル１３それぞれの内部は、窒素ガスに満たされており互いに均等な圧力の状態である。窒素ガス中の酸素の濃度はたとえば５％未満に保たれている。
【００５１】
ガス収納容器２０についても、これらと同様に窒素ガスに満たされ、これらと均圧の状態である。ただし、ガス収納容器２０については、窒素ガス中の酸素の濃度は５％未満でなくともよく、さらには、初期の酸化反応に必要な酸素量の確保のため、空気で満たされていてもよい。
【００５２】
図２は、本実施形態のガス処理部の構成を示す立断面図である。ガス処理部３０は、仕切り板２１に周囲を囲まれている。ガス処理部３０は、相互に並列に配され鉛直の多数の水素処理材カートリッジ３１を有する。水素処理材カートリッジ３１は、その下部にパラジウム触媒および二酸化マンガン充填層３２、その上方にルテニウム触媒および二酸化マンガン充填層３３を有する。
【００５３】
なお、それぞれの充填層の物質は上述の組み合わせに限らず、水素と酸素の再結合を促す触媒と金属過酸化物の組み合わせを水素処理材カートリッジの下側に、水素と窒素の反応を促す触媒と金属過酸化物の組み合わせを水素処理材カートリッジの上側に配置してもよい。
【００５４】
また、水素と窒素の反応を促す触媒を用いずに、水素−酸素再結合触媒と金属過酸化物との組み合わせだけで構成することもできる。金属過酸化物の候補材としては、ＭｎＯ２、Ｍｎ２Ｏ３、Ｍｎ３Ｏ４、ＺｎＯ２、Ｓｂ２Ｏ３、Ｓｂ２Ｏ５、ＣｒＯ２、Ｆｅ２Ｏ３、ＭｎＯ３が挙げられる。ＳｒＯ２のような水蒸気と反応して酸素を生成する金属過酸化物は水素処理材に適さない。
【００５５】
隣接する各水素処理材カートリッジ３１間は、カートリッジ間流路３４を形成する。
【００５６】
（作用）
続いて、以上のように構成された本実施形態の作用を説明する。
【００５７】
いま、全電源喪失事象により原子炉炉心１への給水が喪失し炉心損傷に至るシビアアクシデントが起こった場合、原子炉炉心１内でＭｅｔａｌ−Ｗａｔｅｒ反応により発生した大量の水素ガスを含む水蒸気は、安全弁４を経由してウェットウェル１３内のサプレッションプール１３ａ内に放出される。
【００５８】
サプレッションプール１３ａ内に水素ガスを含む水蒸気が放出されたことにより、水蒸気は冷却されて凝縮し、非凝縮性成分である窒素ガスおよび水素ガスがサプレッションプール１３ａ中を上昇し、ウェットウェル１３内上部の気相部に充満し、ウェットウェル１３内の圧力が上昇する。
【００５９】
ウェットウェル１３内の圧力が上昇することにより、窒素ガスおよび水素ガスは、ウェットウェルガスベント配管２５を経由してガス収納容器プール２２内に放出される。ガス収納容器プール２２内に放出された窒素ガスおよび水素ガスは、ガス収納容器プール２２内および仕切り板２１内を上昇し、ガス処理部３０に流入する。
【００６０】
また、主蒸気管３のような一次冷却系配管が破断し上部ドライウェル１１に大量の水蒸気が放出される場合には、水蒸気および窒素ガスが上部ドライウェル１１からドライウェルガスベント配管２４を経由してガス収納容器プール２２に排出される。
【００６１】
このとき、ドライウェルガスベント配管２４のガス収納容器プール２２内の差込深さが、ウェットウェルガスベント配管２５のガス収納容器プール２２内の差込深さより浅いためにその水頭差によってウェットウェル１３側から非凝縮性ガスがガス収納容器２０に流入することはない。水蒸気および窒素ガスがガス収納容器プール２２に導びかれると、水蒸気は凝縮し、窒素ガスが、ガス収納容器プール２２内および仕切り板２１内を上昇し、ガス処理部３０に流入する。
【００６２】
もし、ガス収納容器２０内の圧力がウェットウェル１３内の圧力を超えた場合は、ウェットウェル真空破壊弁２６が作動し、ガス収納容器２０内の窒素ガスがウェットウェル１３に移行する。
【００６３】
その後、給水喪失等により炉心損傷に至って水素が発生し、上部ドライウェル１１に放出されると、ドライウェルガスベント配管２４を経由して水素がガス収納容器２０に導かれガス収納容器プール２２内および仕切り板２１内を上昇し、ガス処理部３０に流入する。
【００６４】
ガス処理部３０では、カートリッジ間流路３４を上昇していくが、上昇の過程において水素処理材カートリッジ３１の側面から、水素ガスはパラジウム触媒および二酸化マンガン充填層３２内に拡散し、次の反応式のように酸化され水になる。水は最終的にガス収納容器プール２２に落下する。
【００６５】
ＭｎＯ２＋Ｈ２  →  ＭｎＯ＋Ｈ２Ｏ
また、上記の反応により、水素−窒素触媒であるルテニウム触媒が加熱される。カートリッジ間流路３４を上昇していく過程で、水素処理材カートリッジ３１の上部においては、水素ガスはルテニウム触媒および二酸化マンガン充填層３３内に拡散し、加熱されたルテニウム触媒のはたらきにより窒素と反応してアンモニアになり、アンモニアは同様に最終的にガス収納容器プール２２に溶解する。
【００６６】
反応で加熱された窒素ガスおよび水素ガスは浮力によって上方に移行していく。この過程で反応に寄与しなかった窒素ガスおよび水素ガスは、仕切り板上部開口２１ａから一旦ガス収納容器２０内の仕切り板２１の外側の空間に排出される。
【００６７】
一方、反応熱によりガス収納容器２０の温度が上昇すると、冷却部４０が働き、スプレイノズル４２からガス収納容器２０の外面に冷却水が散布される。このため、仕切り板２１の外側に排出された窒素ガスおよび水素ガスは冷却され、温度上昇により体積が膨張しガス収納容器２０の圧力が上昇することを抑制することができる。
【００６８】
短時間での水素ガスの発生がほとんど終了した後は、ガス収納容器２０への窒素ガスおよび水素ガスの流入はなくなるため、カートリッジ間流路３４の上昇流も停止する。こののちは、仕切り板２１の上部から排出された窒素ガスおよび水素ガスは、ガス処理部３０に逆流し、触媒作用による反応は継続する。
【００６９】
以上のように本実施形態によれば、シビアアクシデント時に電源、運転員操作を必要とせず、水素による格納容器の加圧を抑制することができる。
【００７０】
[第２の実施形態]
図３は、本発明に係る加圧抑制設備の第２の実施形態を示すブロック図である。
【００７１】
本実施形態は、第１の実施形態の変形であり、熱交換器５０およびその接続配管と、熱交換器プール５５とが設けられている。
【００７２】
原子炉格納容器１０とガス収納容器２０の間は、格納容器ガスベント配管２３で接続されている。格納容器ガスベント配管２３は、熱交換器ガスベント配管５８およびウェットウェルガスベント配管２５を有する。
【００７３】
熱交換器５０は、上部ヘッダー５１、下部ヘッダー５２、複数の伝熱管５３を有する。伝熱管５３は、熱交換器プール５５内に設けられている。
【００７４】
熱交換器プール５５は、原子炉格納容器１０の上部外側に配置されている。上部ヘッダー５１と下部ヘッダー５２は熱交換器プール５５の外側に設けられ、上部ヘッダー５１が下部ヘッダー５２の上方に位置する。各伝熱管５３は、上部ヘッダー５１に接続された上部水平部５３ａと、下部ヘッダー５２に接続された下部水平部５３ｂと、上部水平部５３ａと下部水平部５３ｂとを接続する曲り部５３ｃとからなっている。
【００７５】
なお、上部ヘッダー５１および下部ヘッダー５２を含めた熱交換器５０全体が、熱交換器プール５５内に浸漬されている構成とすることもできる。
【００７６】
上部ドライウェル１１と上部ヘッダー５１間には、これらを接続する熱交換器蒸気配管５６が設けられており、配管破断時に上部ドライウェル１１内に放出された原子炉冷却材の蒸気を上部ドライウェル１１から熱交換器５０に導くことを可能としている。
【００７７】
下部ヘッダー５２に接続して、伝熱管５３内で凝縮したドレンの排出を可能とする熱交換器凝縮水ドレン配管５７および気体の排出を可能とする熱交換器ガスベント配管５８とが設けられている。熱交換器凝縮水ドレン配管５７と下部ヘッダー５２との接続部の高さは、熱交換器ガスベント配管５８と下部ヘッダー５２との接続部の高さより低い位置にあり、ドレンの排出を確実にしている。
【００７８】
熱交換器凝縮水ドレン配管５７は、原子炉格納容器１０を貫通し、その片端は下部ドライウェル１２に開放されている。これは、原子炉炉心１が溶融し、さらに原子炉容器２の下部を貫通し、溶融した燃料が下部ドライウェル１２に堆積したような場合に、原子炉冷却材が凝縮したドレンを供給し燃料の冷却を助けることを目的としている。なお、下部ドライウェル１２に限らず、目的によって原子炉格納容器１０内の適切な箇所に開放することでよい。
【００７９】
また、熱交換器ガスベント配管５８は、ガス収納容器２０を貫通し、その片端は、ガス収納容器プール２２内に開放されている。熱交換器５０で凝縮しなかった水蒸気が、ガス収納容器２０に至る前に凝縮する場合を考慮して配管勾配が設定されている。
【００８０】
ここで、熱交換器ガスベント配管５８のガス収納容器プール２２内の差込深さは、ドライウェルガスベント配管２４と同様に、ウェットウェルガスベント配管２５のガス収納容器プール２２内の差込深さより浅い位置となるよう設定される。
【００８１】
主蒸気管３のような一次冷却系配管が破断し上部ドライウェル１１に大量の水蒸気が放出される場合には、上部ドライウェル１１内の窒素ガスと水蒸気が上部ドライウェル１１から熱交換器蒸気配管５６を経由して熱交換器５０の上部ヘッダー５１に流入する。熱交換器５０に流入した後、伝熱管５３において水蒸気が凝縮し、凝縮したドレンは熱交換器凝縮水ドレン配管５７を経由して下部ドライウェル１２などの適切な箇所に送られる。このため、たとえば溶融した燃料の冷却に供することも可能となる。
【００８２】
非凝縮性ガスである窒素ガスは、熱交換器ガスベント配管５８を経由してガス収納容器プール２２に送られ、凝縮しきれなかった水蒸気は凝縮し、窒素ガスが、ガス収納容器プール２２内および仕切り板２１内を上昇し、ガス処理部３０に流入する。
【００８３】
その後、給水喪失等によって炉心損傷に至り水素が発生すると、水素は上部ドライウェル１１内に放出され、さらに、熱交換器蒸気配管５６を経由して熱交換器５０の上部ヘッダー５１に流入し、熱交換器ガスベント配管５８を経由してガス収納容器プール２２に送られる。水素ガスは、さらに、ガス収納容器プール２２内および仕切り板２１内を上昇し、ガス処理部３０に流入する。
【００８４】
ガス収納容器２０における処理は、第１の実施形態と同様である。
【００８５】
以上のように本実施形態によれば、シビアアクシデント時に電源、運転員操作を必要とせず、水素による格納容器の加圧を抑制することができる。
【００８６】
また、特に一次冷却系配管が破断した場合には、漏えいした冷却材を回収し、溶融した燃料の冷却に有効に使用することができる。
【００８７】
[その他の実施形態］
以上、本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。
【００８８】
また、各実施形態の特徴を組み合わせてもよい。
【００８９】
さらに、これらの実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。
【符号の説明】
【００９０】
１…  原子炉炉心
２…  原子炉容器
３…  主蒸気管
３ａ…  隔離弁
４…  安全弁
５…  生体遮へい壁
１０…  原子炉格納容器
１１…  上部ドライウェル
１２…  下部ドライウェル
１３…  ウェットウェル
１３ａ… サプレッションプール
１４…  ベント配管
１４ａ…  ベント配管下部ドライウェル連通部
１４ｂ…  ベント配管サプレッションプール連通部
１５…  ドライウェル真空破壊弁
２０…  ガス収納容器
２１…  仕切り板
２１ａ…  仕切り板上部開口
２２…  ガス収納容器プール
２３…  格納容器ガスベント配管
２４…  ドライウェルガスベント配管
２５…  ウェットウェルガスベント配管
２６…  ウェットウェル真空破壊弁
３０…  ガス処理部
３１…  水素処理材カートリッジ
３２…  パラジウム触媒および二酸化マンガン充填層
３３…  ルテニウム触媒および二酸化マンガン充填層
３４…  カートリッジ間流路
４０…  冷却部
４１…  給水配管
４２…  スプレイノズル
５０…  熱交換器
５１…  上部ヘッダー
５２…  下部ヘッダー
５３…  伝熱管
５３ａ…  上部水平部
５３ｂ…  下部水平部
５３ｃ…  曲り部
５５…  熱交換器プール
５６…  熱交換器蒸気配管
５７…  熱交換器凝縮水ドレン配管
５８…  熱交換器ガスベント配管
【図１】
2013170883.tif 000003
【図２】
2013170883.tif 000004
【図３】
2013170883.tif 000005