JP2017037083A - 放射性物質を捕集するためのシステム、方法及びフィルタ - Google Patents

放射性物質を捕集するためのシステム、方法及びフィルタ Download PDF

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Abstract

【課題】重大な原子力事故や格納容器からのベント時に、放射能を施設外への放出を軽減するためのフィルタを提供する。
【解決手段】放射性核種除去装置５００は入口及び出口を含む本体を備えて、流れから放射性エアロゾル、反応性放射性ガス、又は放射性エアロゾル及び反応性放射性ガスを除去するろ過材５２２を格納するように構成され、ガス爆発による圧力を収容するように構成され、及び／又は入口で圧力が増加する場合、格納されたろ過材を出口に向かって移動させることができるように構成される。放射性核種除去装置に先行して、流れの中の放射性物質の微粒子を機械的に除去する微粒子除去装置、流れの中の水を機械的に除去する水除去装置を備えることができる。
【選択図】図５

Description

実施例の実施形態は、全体的に、機械的結合及び方法に関する。実施例の実施形態は、更に、原子力発電所、並びに原子力発電所の原子炉圧力容器内の配管を補修するための機械的結合及び方法に関する。
原子力発電所は、重大な原子力事故中に放射能を施設外へ放出すること（例えば、部分的又は完全な炉心溶融、溶解した核デブリによる原子炉容器の裂け目など）を軽減するためにフィルタ処理されるベントシステムを含むことができ、又は他の任意の場合の格納容器からのベント時には、フィルタ処理することが必要である（例えば、長期の全電源喪失（「ＳＢＯ」）、活発化格納容器の熱除去能力の喪失、設計基準を超える事故）。ウェットウェル又はドライウェルのどちらかから、原子炉格納容器のそのようなベント、又は減圧によって、気体、液体、及び／又は固体（例えば、微粒子）の形態の放射性物質を放出する可能性がある。
当業者（「ＰＨＯＳＩＴＡ］）なら理解するように、重大な原子力事故の場合、核分裂生成物が原子力発電所の格納容器の中に放出される可能性がある。万一そのような核分裂生成物が格納容器から逃げるとするならば、一般の人々の重大な懸念は、エアロゾル性質の核分裂生成物についてである（２００９年１２月１７日付け、核エアロゾルに関する研究展望報告書によれば、重大な原子力事故の間に原子力発電所から逃げる可能性があるほとんどの放射性物質は、エアロゾルの形態で逃げることになるであろう）。そのような核分裂生成物は、例えば、希ガス（例えば、クリプトン、キセノン）、ハロゲン（例えば、臭素、ヨウ素）、アルカリ金属（例えば、セシウム、カリウム、ルビジウム）、テルル族（例えば、アンチモン、セレン、テルル）、バリウム、ストロンチウム、貴金属（例えば、コバルト、パラジウム、モリブデン、ロジウム、ルテニウム、テクニチウム）、セリウム族（例えば、セリウム、ネプツニウム、プルトニウム）及びランタン族（例えば、アメリシウム、キュリウム、ユーロピウム、ランタン、ネオジム、ノーベリウム、プラセオジム、プロメチウム、サマリウム、イットリウム、ジルコニウム）を含む可能性がある。
２０１１年３月１１日、部分的には福島第１原子力発電所の施設での災害の結果として、原子力規制委員会（「ＮＲＣ」：Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅｇｕｌａｔｏｒｙ Ｃｏｍｍｉｓｓｉｏｎ）は、多くの原子力発電所に対して信頼性のある強化格納容器ベントシステム（「ＨＣＶＳ」：ｈａｒｄｅｎｅｄ ｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔ ｖｅｎｔｉｎｇ ｓｙｓｔｅｍｓ）を規定した（ＮＲＣの２０１２年３月１２日付け「信頼性のある強化格納容器ベントに関する認可を緩和する命令、ＥＡ−１２−０５０」を参照されたい）。そのようなＨＣＶＳは設計されたフィルタを含むことが必要とされる可能性がある（ＮＲＣの２０１３年６月６日付け「事故状況監視下で運転可能な信頼性のある強化格納容器ベントに関する修正認可命令、ＥＡ−１３−１０９」を参照されたい）。
図１は、放射性物質を捕集するための関連する技術であるシステム１００のブロック図である。
図１に示すように、放射性物質（例えば、原子力発電所からの放射性排出物）の流れ１０２（例えば、ガス流）が、システム１００（例えば、「オフガスシステム」）に入ることができる。流れ１０２は、気体、液体、及び／又は固体の形態の放射性物質を含む可能性がある。
第１の配管１０３の中の流れ１０２が、予熱器１０６、再結合器１０８及び第１の凝縮器１１０を含む再結合サブシステム１０４に入ることができる。予熱器１０６は、流れ１０２を加熱して、再結合器１０８内の水素再結合工程の効率を改善することができる。再結合器１０８は、水素再結合工程を格納することができる。第１の凝縮器１１０が流れ１０２を冷却して、同伴水を除去することができる。
流れ１０２は、第２の凝縮器１１２を通過して更に流れ１０２を冷却するために、第１の配管１０３の中に引き続き留まることができる。流れ１０２が第２の凝縮器１１２を出るまでに、流れ１０２は事実上同伴水がない状態である可能性がある（例えば、「乾燥している」）。
第２の配管１１３内の流れ１０２は、次いで第１のバルブ１１４を通過し、第３の配管１１５を経て、木炭吸着ベッド１１６まで進むことができる。木炭吸着ベッド１１６を出た後、第４の配管１１７内の流れ１０２は、第２のバルブ１１８を経てスタック（図示せず）及び環境に進むことができる。
図１に示すように、木炭吸着ベッド１１６までの流れ１０２は、第５の配管１１９、第３のバルブ１２０、第６の配管１２１、保護容器１２２、第７の配管１２３、及び第４のバルブ１２４を経て、第１のバルブ１１４を迂回することができる（又は第１のバルブ１１４と平行に走ることができる）。流れ１０２は、第５の配管１１９、第３のバルブ１２０、第６の配管１２１、保護容器１２２、第８の配管１２５、及び第５のバルブ１２６を経て、第１のバルブ１１４及び木炭吸着ベッド１１６を迂回することができる（又は第１のバルブ１１４及び木炭吸着ベッド１１６と平行に走ることができる）。流れ１０２は、第９の配管１２７、第６のバルブ１２８を経て、第１のバルブ１１４、木炭吸着ベッド１１６及び／又は保護容器１２２を迂回することができる（又は第１のバルブ１１４、木炭吸着ベッド１１６及び／又は保護容器１２２と平行に走ることができる）。システム１００内の流れ１０２のためのこれら、及び他の潜在的組合せは、当業者なら理解するであろう。
木炭吸着ベッド１１６は、ヨウ素及びセシウムなどの放射性物質の必要な除染係数（ＤＦ：Ｄｅｃｏｎｔａｍｉｎａｔｉｏｎ Ｆａｃｔｏｒ）を提供することができる。木炭吸着ベッド１１６を通過する前に流れ１０２から水を除去することによって、ＤＦを改善することができる（例えば、「乾燥」木炭吸着ベッド１１６に入る前に流れ１０２を脱水すること）。流れ１０２が木炭吸着ベッド１１６内で滞留する時間を増加すること（例えば、滞留時間）によって、ＤＦを改善することができる。
システム１００は、例えば、ポンプ及び関連する電力供給源（図示せず）、外部冷却（図示せず）、並びに木炭吸着ベッド１１６の交換を必要とする点で、能動的システムの実施例である。
図２は、放射性物質を捕集するための関連技術のシステム２００のブロック図である。
図２に示すように、第１０の配管２０４内の流れ２０２は、第１の隔離弁２０６及び第２の隔離弁２０８を通過して、圧力容器２１０に進むことができる。圧力容器２１０は、下方高速ベンチュリ部２１２及び上方金属繊維フィルタ部２１４を含むことができる。
圧力容器２１０内で、第１０の配管２０４が、第１１の配管２１６と第１２の配管２１８に分かれることができ、両配管とも高速ベンチュリ部２１２に通じることができる。第１１の配管２１６は、冠水したベンチュリスクラバ運転（例えば、プール水２２０の水面下）を支持するように設計可能であり、一方、第１２の配管２１８は、冠水していないベンチュリスクラバ運転（例えば、プール水２２０の水面上）を支持するように設計可能である。
流れ２０２は、複数のベンチュリノズル（図示せず）を通ってプール水２２０に入ることができ、ベンチュリノズルはプール水２２０からの水を流れ２０２内に引き込む排出装置として働くことができる。この引込みにより、流れ２０２からのエアロゾル及びヨウ素を洗浄することができ、それらをプール水２２０の中に保管することができる。プール水２２０に化学物質を加えて、下方高速ベンチュリ部２１２の性能を改良することができる。プール水２２０の水は格納容器（図示せず）に再循環され得る。
洗浄済み流れ２２２は、上方金属繊維フィルタ部２１４まで通過することができる。上方金属繊維フィルタ部２１４は、液滴分離器（図示せず）、微細フィルタ（図示せず）、及びヨウ素吸着フィルタ（図示せず）を含むことができる。液滴戻り管２２４は、分離された液滴をプール水２２０に戻るよう導くことができる。
洗浄され、フィルタ処理された流れ２２６は、第１３の配管２２８、逆止弁２３０、オリフィス２３２及び破裂ダイヤフラム２３４を経て、スタック（図示せず）及び環境に進むことができる。
システム２００を用いて高いＤＦを達成するには、問題が提起される可能性がある。例えば、ＤＦは、流れ２０２の速度、プール水２２０の温度、プール水２２０の圧力、プール水２２０内の気体の滞留時間、気体内の泡のサイズ、及び／又は圧力容器２１０、下方高速ベンチュリ部２１２、及び／又は上方金属繊維フィルタ部２１４の物理的寸法によって影響を受ける可能性がある。システム２００は更に、初期費用、大きい設置面積、運転費用、維持費用、及び／又は内部閉塞に関連する問題を提起する可能性がある。加えて、システム２００のＤＦは、圧力容器２１０の設置後に変更することができない。更に、運転中、プール水２２０は、少なくとも週に１回補給水が必要とする可能性があり（製造者によって販売カタログに記載されているように）、その結果、システム２００の運転は、必要な事業者業務から独立していない。
重大な原子力事故中、又はフィルタ処理を必要とする、格納容器から他の任意のベント時に、放射能を施設外へ放出することを軽減するために、気体、液体及び／又は固体の放射性物質を捕集するための完全に受動的なシステム、方法及びフィルタに対する必要性が存在する。
放射性物質を捕集するための関連技術のシステム、方法、及び／又はフィルタは、例えば、Ｇｒｅｅｎ ｅｔ ａｌ．の米国特許第５，６８８，４０２号（第’４０２号特許）、並びにＧａｒｄｎｅｒ ｅｔ ａｌ．の米国特許第２０１１／０１３２８１７号Ａ１公報（第’８１７号公報）の中で考察されている。第’４０２号特許及び第’８１７号公報の開示の全体が参照により本明細書に組み込まれる。
米国特許第５，６８８，４０２号明細書
実施例の実施形態は、放射性物質を捕集するためのシステムを提供することができる。実施例の実施形態は、放射性物質を捕集するための方法を提供することができる。実施例の実施形態は、放射性物質を捕集するためのフィルタを提供することができる。
いくつかの実施例の実施形態では、流れから放射性物質を受動的にフィルタ処理するように構成されたシステムが、１以上の微粒子除去装置と、１以上の水除去装置と、１以上の放射性核種除去装置とを備えることができる。１以上の微粒子除去装置の少なくとも１つが、流れから放射性物質の微粒子を機械的に除去することができる。１以上の水除去装置の少なくとも１つが、流れから水を機械的に除去することができる。１以上の放射性核種除去装置の少なくとも１つが、設計されたろ過材を使用して、流れから放射性エアロゾル、反応性放射性ガス、又は放射性エアロゾル及び反応性放射性ガスを除去することができる。
いくつかの実施例の実施形態では、放射性物質が、１以上の反応性ガス状の放射性物質、液体放射性物質、及び微粒子放射性物質を含むことができる。
いくつかの実施例の実施形態では、１以上の微粒子除去装置が、流れの方向に、１以上の水除去装置よりも前に配置されることができる。
いくつかの実施例の実施形態では、１以上の微粒子除去装置が、流れの方向に、１以上の放射性核種除去装置よりも前に配置されることができる。
いくつかの実施例の実施形態では、１以上の水除去装置が、流れの方向に、１以上の放射性核種除去装置よりも前に配置されることができる。
いくつかの実施例の実施形態では、１以上の微粒子除去装置の少なくとも１つが、重力沈下を使用して、流れから放射性物質の微粒子を機械的に除去することができる。
いくつかの実施例の実施形態では、１以上の水除去装置の少なくとも１つにおいて、流れを混ぜることによって、流れの中の熱泳動力を低減することができる。
いくつかの実施例の実施形態では、１以上の水除去装置の少なくとも１つにおいて、流れからの熱遮断によって、流れの中の熱泳動力を低減することができる。
いくつかの実施例の実施形態では、１以上の放射性核種除去装置の少なくとも１つにおいて、流れを混ぜることによって、流れの中の熱泳動力を低減することができる。
いくつかの実施例の実施形態では、１以上の放射性核種除去装置の少なくとも１つにおいて、流れからの熱遮断によって、流れの中の熱泳動力を低減することによって、捕集を改良することができる。
いくつかの実施例の実施形態では、ろ過材が、１以上の活性アルミナ（Ａｌ２Ｏ３）、活性炭、有機ワックス、及びプラスチックを含むことができる。
いくつかの実施例の実施形態では、ろ過材が、１以上の高性能（ＨＥＰＡ：ｈｉｇｈ−ｅｆｆｉｃｉｅｎｃｙ ｐａｒｔｉｃｕｌａｔｅ ａｉｒ）フィルタを含むことができる。
いくつかの実施例の実施形態では、流れから放射性物質を受動的にフィルタ処理するための方法が、流れから放射性物質の微粒子を機械的に除去するステップ、流れから水を機械的に除去するステップ、及び／又はろ過材を使用して、流れから放射性エアロゾル、反応性放射性ガス、又は放射性エアロゾル及び反応性放射性ガスを除去するステップを含むことができる。
いくつかの実施例の実施形態では、流れから放射性物質の微粒子を機械的に除去するステップが、流れから水を機械的に除去するステップに先行することができる。
いくつかの実施例の実施形態では、流れから放射性物質の微粒子を機械的に除去するステップが、ろ過材を使用して、流れから放射性エアロゾル、反応性放射性ガス、又は放射性エアロゾル及び反応性放射性ガスを除去するステップに先行することができる。
いくつかの実施例の実施形態では、流れから水を機械的に除去するステップが、ろ過材を使用して、流れから放射性エアロゾル、反応性放射性ガス、又は放射性エアロゾル及び反応性放射性ガスを除去するステップに先行することができる。
いくつかの実施例の実施形態では、フィルタが、入口及び出口を含む本体を備えることができる。本体が、ろ過材を格納するように構成され得る。本体が、ガス爆発からの圧力を収容するように更に構成され得る。本体が、入口で圧力が増加する場合、格納されたろ過材を出口に向かって移動させることができるように更に構成され得る。
いくつかの実施例の実施形態では、入口で圧力が増加する場合、格納されたろ過材が出口に向かって移動することによって、入口での圧力の増加に関連するエネルギーを吸収することができる。
いくつかの実施例の実施形態では、入口で圧力が増加する場合、格納されたろ過材が出口に向かって移動することによって、入口での圧力の増加に関連する出口での圧力増加を低減することができる。
いくつかの実施例の実施形態では、入口で圧力が増加する場合、格納されたろ過材の少なくとも部分がフィルタを出ることを可能にするが、同時に格納されたろ過材の少なくとも部分を環境に放出することを防止するように、本体が更に構成され得る。
いくつかの実施例の実施形態では、フィルタが、第２の出口を更に備えることができる。入口で圧力が増加する場合、格納されたろ過材の少なくとも部分が第２の出口を経てフィルタを出ることを可能にするが、同時に格納されたろ過材の少なくとも部分を環境に放出することを防止するように、本体が更に構成され得る。
上記及び／又は他の態様及び利点が、添付の図面と併せて考察されると、実施例の実施形態の以下の詳細な説明からより明らかになり、より容易に理解されるであろう。
放射性物質を捕集するための関連技術のシステムのブロック図である。 放射性物質を捕集するための関連技術のシステムのブロック図である。 いくつかの実施例の実施形態による、放射性物質を捕集するためのシステムのブロック図である。 いくつかの実施例の実施形態による、放射性物質を捕集するための方法を図示する流れ図である。 いくつかの実施例の実施形態によるフィルタの横断面図である。 いくつかの実施例の実施形態による、図５のフィルタの底面図である。 いくつかの実施例の実施形態による、放射性物質を捕集するためのシステムの横断面図である。 いくつかの実施例の実施形態による、放射性物質を捕集するためのシステムの初期運転モードの図である。 いくつかの実施例の実施形態による、放射性物質を捕集するためのシステムの初期運転モードの図である。 いくつかの実施例の実施形態による、放射性物質を捕集するためのシステムの初期運転モードの図である。
次いで、実施例の実施形態は、添付の図面を参照してより完全に説明される。しかし、実施形態は多くの様々な形態で実施可能であり、本明細書の中で記載される実施形態に限定されると考えるべきではない。むしろ、本開示が完全で、完璧であり、かつその範囲を十分に当業者に伝えるようにこれらの実施例の実施形態が提供される。図面の中で、層及び領域の厚さは見やすいように拡大されている。
ある要素が、他の要素に対して、「上に」、「結合されている」、「電気的に接続されている」、又は「連結されている」と言及される場合、その要素は、他方の構成要素の直接上にある、結合される、電気的に接続される、又は連結されることができ、又は介在する構成要素が存在する可能性があることを理解されたい。対照的に、ある構成要素が、他の要素に対して、「直接上に」、「直接結合されている」、「直接電気的に接続されている」、又は「直接連結されている」と言及される場合、介在する構成要素が存在しない。本明細書で使用される場合、「及び／又は」という用語は、関連する列挙された項目の１以上の任意の組合せ、及びすべての組合せを含む。
第１の、第２の、第３のなどの用語は、本明細書で様々な要素、構成要素、領域、層、及び／又は部分を説明するために使用される場合があるが、これらの要素、構成要素、領域、層、及び／又は部分は、これらの用語によって限定されるべきではないということを理解されたい。これらの用語は、ある要素、構成要素、領域、層、及び／又は部分を他の要素、構成要素、領域、層、及び／又は部分から区別するために使用されるに過ぎない。例えば、第１の要素、構成要素、領域、層、及び／又は部分は、実施例の実施形態の教示から逸脱せずに、第２の要素、構成要素、領域、層、及び／又は部分と呼ぶことができる。
「下に」、「より下に」、「下方の」、「より上の」、「上方の」などの空間的に相対的な用語は、図面に示されるように、１つの構成要素及び／又は特徴の他の構成要素及び／又は特徴に対する関係、又は他方の構成要素及び／又は特徴に対する関係を説明するために表現を容易にするために本明細書で使用される場合がある。空間的に相対的な用語は、図面に示された配向に加えて、使用及び運転の際に装置の異なる配向を包含するように意図されることを理解されたい。
本明細書で使用される用語は、特定の実施例の実施形態のみを説明する目的で使用され、実施例の実施形態を限定することを意図されるのではない。本明細書で使用される場合、文脈で明確にそうではないと示さない限り、単数形「１つの（ａ）」、「１つの（ａｎ）」及び「その（ｔｈｅ）」は、複数形もまた含むように意図される。更に、「備える（ｃｏｍｐｒｉｓｅｓ）」、「備えている（ｃｏｍｐｒｉｓｉｎｇ）」、「含む（ｉｎｃｌｕｄｅｓ）」及び／又は「含んでいる（ｉｎｃｌｕｄｉｎｇ）」という用語は、本明細書で使用される場合、述べた特徴、完全体、ステップ、運転、要素、及び／又は構成要素の存在を特定するが、１以上の他の特徴、完全体、ステップ、運転、要素、構成要素及び／又はそのグループの存在を又は追加を排除するのではないことを更に理解されたい。
そうではないと定義しない限り、本明細書で使用されるすべての用語（技術用語及び科学的用語を含む）は、実施例の実施形態が属する分野の当業者の１人によって一般的に理解される意味と同じ意味を有する。一般的に使用される辞書の中に定義される用語などの用語は、関連する技術の文脈の中の意味と一貫する意味を有するものと解釈されるべきであり、本明細書に明確にそのように定義しない限り、理想的な、又は過度に形式的な意味で解釈されるべきではないことを更に理解されたい。
「熱泳動（ｔｈｅｒｍｏｐｈｏｒｅｓｉｓ）」（熱拡散（ｔｈｅｒｍｏｄｉｆｆｕｓｉｏｎ）としても公知である）という用語は、移動微粒子の混合物で観察される現象であって、異なる種類の微粒子が温度勾配の力に対して異なる反応を表す現象を意味する。この熱泳動現象によって、温度勾配が存在するガスの中で浮遊又は流動する小さい放射性微粒子は、ガスの流れとは異なる動きをする可能性がある。
「熱泳動力」という用語は、熱泳動現象に関連する力を意味する。例えば、ガス流内の小さい微粒子は、より高い温度によって獲得したより高い運動エネルギーのために、高温供給源から離れる速い流れを生成することができる。熱泳動力は、１ミリメータ又はそれ未満の規模で観察され得る。
熱拡散は、微粒子がより熱い領域からより冷たい領域に移動する場合、「正」であると考えられ、その逆の場合、「負」であると考えることができる。混合物の中のより大きく／より量の多い化学種は、典型的に、正の拡散挙動を表すが、一方、より小さく／より量の少ない化学種は、負の拡散挙動を表す。サイズ及び／又は量、温度勾配の峻度、化学種の熱伝導率、化学種の熱吸収、及び他の要因が熱拡散において役割を果たす。熱泳動力は、異なる微粒子の種類が温度勾配の力の下で異なる動きをする原因になるので、関連する力を、微粒子の種類が混合された後、微粒子の種類を分離するのに使用することができ、又はそれらが既に分離されている場合、混合が防止される。
次いで、添付の図面に図示されている実施例の実施形態を参照すると、同じ符号が全体を通して同じ構成要素を表すことができる。
図３は、いくつかの実施例の実施形態による、放射性物質を捕集するためのシステム３００のブロック図である。システム３００は、受動システムであり、重大な原子力事故の後、わずか数日ではなく数か月で測定され得る発電所の安定性が事業者によって取り戻されるまで、必要な事業者業務から独立して作動することができる。システム３００は、例えば、ベントされた放射性ガスを脱水すること、及び脱水され、ベントされた放射性ガスにドライ捕集を使用することによって、関連技術のシステムの欠陥を克服することができる。
図３に示すように、第１４の配管３０４内の流れ３０２は、第１の隔離弁３０６及び第２の隔離弁３０８を通過し、微粒子除去装置３１０に進むことができる。微粒子除去装置３１０から、流れ３１２は、第１５の配管３１４を経て、水除去装置３１６に進むことができる。水除去装置３１６から、流れ３１８は、第１６の配管３２０を経て、放射性核種除去装置３２２に進むことができる。放射性核種除去装置３２２から、流れ３２４は、第１７の配管３２６を経て、スタック（図示せず）及び環境に進むことができる。
図３の微粒子除去装置３１０は、１以上の微粒子除去装置３１０を備えることができる。図３の水除去装置３１６は、１以上の水除去装置３１６を備えることができる。図３の放射性核種除去装置３２２は、１以上の放射性核種除去装置３２２を備えることができる。
流れの方向に（例えば、流れ３０２、流れ３１２、流れ３１８）、１以上の微粒子除去装置３１０が、１以上の水除去装置３１６より前に配置され得る。流れ（例えば、流れ３０２、流れ３１２、流れ３１８）の方向に、１以上の微粒子除去装置３１０が、１以上の放射性核種除去装置３２２より前に配置され得る。流れ（例えば、流れ３０２、流れ３１２、流れ３１８）の方向に、１以上の水除去装置３１６が、１以上の放射性核種除去装置３２２より前に配置され得る。
図３のシステム３００は、１以上の微粒子除去装置３１０、１以上の水除去装置３１６、及び／又は１以上の放射性核種除去装置３２２を備えることができる。１以上の微粒子除去装置３１０、１以上の水除去装置３１６、及び１以上の放射性核種除去装置３２２は、図３に示すように、順序通りに配置可能であり、又は異なる順序で配置可能である。例えば、第１の微粒子除去装置３１０の後に、第１の水除去装置３１６、第２の微粒子除去装置３１０、第２の水除去装置３１６、並びに第１の放射性核種除去装置３２２、第２の放射性核種除去装置３２２及び第３の放射性核種除去装置３２２を続いて配置することができる。したがって、異なる配置を使用して、システム３００は、異なる量のエアロゾル、異なるサイズのエアロゾルの拡散、及び／又は異なる種類のエアロゾル（例えば、吸湿性）を処理するように設計され得る。
図３の１以上の微粒子除去装置３１０は、例えば、流れ３０２から機械的に微粒子を除去することができる。そのような微粒子には、例えば、放射性物質の微粒子、及び／又は取り込まれた放射性物質によって汚染された非放射性物質が含まれる場合がある。図３の１以上の微粒子除去装置３１０は、例えば、重力沈下を使用して、流れ３０２から機械的に微粒子を除去することができる。１以上の微粒子除去装置３１０は、流れ３０２から実質的な量の放射性物質を除去することができる。
図３の１以上の水除去装置３１６は、例えば、流れ３１２から機械的に微粒子を除去することができる。１以上の水除去装置３１６の中で、流れ３１２を混ぜることによって、流れ３１２内の熱泳動力を低減することができる。１以上の水除去装置３１６の中で、流れ３１２からの熱遮断によって、流れ３１２内の熱泳動力を低減することができる。１以上の水除去装置３１６は、流れ３１２から実質的な量の放射性物質を除去することができる。
図３の１以上の放射性核種除去装置３２２は、例えば、流れ３１８から残りの放射性物質をフィルタ処理することができる。そのような残りの放射性物質には、例えば、放射性エアロゾル（例えば、微細エアロゾル）及び／又は反応性放射性ガス（例えば、反応性ガス放射性核種）が含まれる可能性がある。１以上の放射性核種除去装置３２２の中で、流れ３１８を混ぜることによって、流れ３１８内の熱泳動力を低減することができる。１以上の放射性核種除去装置３２２の中で、流れ３１８からの熱遮断によって、流れ３１８内の熱泳動力を低減することによって、捕集を改良することができる。１以上の放射性核種除去装置３２２は、流れ３１８から実質的な量の放射性物質を除去することができる。
１以上の放射性核種除去装置３２２は、設計されたろ過材を備えることができる。そのようなろ過材は、活性アルミナ（Ａｌ２Ｏ３）、活性炭、有機ワックス、及びプラスチック（例えば、リサイクルされたプラスチック製品）、樹脂、砂、シリカビーズ、石、及び他の捕集薬剤の１以上を含むことができる。そのような設計されたろ過材は、例えば、活性アルミナ及び活性炭の二元混合物を含むことができる。そのような設計されたろ過材は、例えば、１以上のＨＥＰＡフィルタを含むことができる。
「すべてのフィルタはフィルタ間隙を有する」（例えば、特定の大きさのターゲット材料のためのより低い除去効率）と言われてきた。１以上の放射性核種除去装置３２２は、異なるフィルタ間隙を有するフィルタを連続して配置することによって、この「フィルタ間隙」問題を最小にすることができる。したがって、１以上の放射性核種除去装置３２２は、「調製」（例えば、特定のフィルタ間隙によってフィルタを選択すること）及び／又は「積み重ね」（例えば、異なるフィルタ間隙を有する調整されたフィルタを連続して配置し、「フィルタ間隙」問題を最小にすること）可能である。一般的に、この調節及び／又は積み重ね手法は、クリプトン及び／又はキセノンなどの希ガスには効果的ではない。
図４は、いくつかの実施例の実施形態によって、放射性物質を捕集するための方法を図示する流れ図である。
方法は、重大な原子力事故の後、わずか数日ではなく数か月で測定され得る、発電所の安定性が事業者によって取り戻されるまで、必要な事業者業務から独立して運転することができる受動的方法であることができる。方法は、例えば、ベントされた放射性ガスを脱水すること、及び脱水され、ベントされた放射性ガスにドライ捕集を使用することによって、関連技術のシステムの欠陥を克服することができる。
図４に示すように、方法は、流れから放射性物質の微粒子を機械的に除去するステップ（Ｓ４００）と、流れから水を機械的に除去するステップ（Ｓ４１０）と、ろ過材を使用して、流れから放射性エアロゾル、反応性放射性ガス、又は放射性エアロゾル及び反応性放射性ガスを除去するステップ（Ｓ４２０）とを含むことができる。続いて、流れはスタック及び環境に進むことができる。
流れから放射性物質の微粒子を機械的に除去するステップ（Ｓ４００）は、流れから放射性物質の実質的な量を除去することができる。流れから水を機械的に除去するステップ（Ｓ４１０）は、流れから放射性物質の実質的な量を除去することができる。ろ過材を使用して、流れから放射性エアロゾル、反応性放射性ガス、又は放射性エアロゾル及び反応性放射性ガスを除去するステップ（Ｓ４２０）は、流れから放射性物質の実質的な量を除去することができる。
流れから放射性物質の微粒子を機械的に除去するステップ（Ｓ４００）は、流れから水を機械的に除去するステップ（Ｓ４１０）に先行することができる。流れから放射性物質の微粒子を機械的に除去するステップ（Ｓ４００）は、ろ過材を使用して、流れから放射性エアロゾル、反応性放射性ガス、又は放射性エアロゾル及び反応性放射性ガスを除去するステップ（Ｓ４２０）に先行することができる。流れから水を機械的に除去するステップ（Ｓ４１０）は、ろ過材を使用して、流れから放射性エアロゾル、反応性放射性ガス、又は放射性エアロゾル及び反応性放射性ガスを除去するステップ（Ｓ４２０）に先行することができる。
図４に示すように、方法は、流れから放射性物質の微粒子を機械的に除去するステップ（Ｓ４００）と、流れから水を機械的に除去するステップ（Ｓ４１０）と、ろ過材を使用して、流れから放射性エアロゾル、反応性放射性ガス、又は放射性エアロゾル及び反応性放射性ガスを除去するステップ（Ｓ４２０）とをその順番に含むことができる。しかし、流れから放射性物質の微粒子を機械的に除去するステップ（Ｓ４００）と、流れから水を機械的に除去するステップ（Ｓ４１０）と、ろ過材を使用して、流れから放射性エアロゾル、反応性放射性ガス、又は放射性エアロゾル及び反応性放射性ガスを除去するステップ（Ｓ４２０）とは、異なる順番に配置することができる。例えば、流れから水を機械的に除去するステップ（Ｓ４１０）の後に、流れから放射性物質の微粒子を機械的に除去するステップ（Ｓ４００）、次いで、ろ過材を使用して、流れから放射性エアロゾル、反応性放射性ガス、又は放射性エアロゾル及び反応性放射性ガスを除去するステップ（Ｓ４２０）を続いて実施することができる。
加えて、流れから放射性物質の微粒子を機械的に除去するステップ（Ｓ４００）と、流れから水を機械的に除去するステップ（Ｓ４１０）と、ろ過材を使用して、流れから放射性エアロゾル、反応性放射性ガス、又は放射性エアロゾル及び反応性放射性ガスを除去するステップ（Ｓ４２０）との１以上を繰り返すことができる。例えば、流れから放射性物質の微粒子を機械的に除去するステップ（Ｓ４００）の後に、流れから水を機械的に除去するステップ（Ｓ４１０）、流れから放射性物質の微粒子を機械的に除去するステップ（２回目）、流れから水を機械的に除去するステップ（２回目）、次いで、ろ過材を使用して、流れから放射性エアロゾル、反応性放射性ガス、又は放射性エアロゾル及び反応性放射性ガスを除去するステップ（Ｓ４２０）を続いて実施することができる。
流れから水を機械的に除去するステップ（Ｓ４１０）の中で、流れを混ぜることによって、流れの中の熱泳動力を低減することができる。流れから水を機械的に除去するステップ（Ｓ４１０）の中では、流れからの熱遮断によって、流れの中の熱泳動力を低減することができる。
ろ過材を使用して、流れから放射性エアロゾル、反応性放射性ガス、又は放射性エアロゾル及び反応性放射性ガスを除去するステップ（Ｓ４２０）の中で、流れを混ぜることによって、流れの中の熱泳動力を低減することができる。ろ過材を使用して、流れから放射性エアロゾル、反応性放射性ガス、又は放射性エアロゾル及び反応性放射性ガスを除去するステップ（Ｓ４２０）では、流れからの熱遮断によって、流れの中の熱泳動力を低減することによって、捕集を改良することができる。
ろ過材を使用して、流れから放射性エアロゾル、反応性放射性ガス、又は放射性エアロゾル及び反応性放射性ガスを除去するステップ（Ｓ４２０）の中で、ろ過材は、例えば、活性アルミナ、活性炭、有機ワックス、及びプラスチック（例えば、リサイクルされたプラスチック製品）、樹脂、砂、シリカビーズ、石、及び他の捕集薬剤の１以上を含むことができる。ろ過材は、例えば、活性アルミナ及び活性炭の二元混合物を含むことができる。ろ過材は、例えば、１以上のＨＥＰＡフィルタを含むことができる。
図５は、いくつかの実施例の実施形態による、フィルタ５００の横断面図である。
フィルタ５００は、本体５０２、第１の入口５０４、多孔板５０６、排出管５０８、第１の出口５１０、第２の出口５１２、第３の出口５１４、及び／又はバイパスライン５１６を備えることができる。設置される場合、フィルタ５００は、第１の入口５０４が底部にあり、第１の出口５１０が頂部にあるように配向され得る。そのような配向では、ベントされた放射性ガスが、第１の入口５０４に入ることができ、第１の出口５１０に向かって上方に流れることができる。
本体５０２は、多孔板５０６の第１の側面上に第１の部分５１８を備え、多孔板５０６の第２の側面上に第２の部分５２０を備えることができる。本体５０２は、第２の部分５２０の中にろ過材５２２を格納するように構成可能である。本体５０２は、格納されたろ過材５２２が第１の出口５１０を経てフィルタ５００を出ることができるように構成可能である。本体５０２は、格納されたろ過材５２２が第１の出口５１０のみを経てフィルタ５００を出ることができるように構成可能である。
本体５０２は、第１のフランジ５２４及び／又は第２のフランジ５２６を備えることができる。第１のフランジ５２４及び／又は第２のフランジ５２６は、複数の本体５０２が連続して積み重ねられ、及び／又は一体に固定される（例えば、溶接、ナット及びボルトなどによって）ことを可能にする。そのような積み重ねによって、上記に考察する「フィルタ間隙」問題を最小にすることができる。そのような積み重ねは、ＤＦ性能を損失することなく、及び／又は追加の本体５０２の再適格性確認を必要とせずに、本体５０２がほとんど任意の原子炉型、ユニットサイズ、格納容器の型、又は他の設計パラメータに適合可能なようにすることができる。
本体５０２は、例えば、多孔板５０６と本体５０２との間の第２の部分５２０の中に配置された収集トレイ５２８を備えることができる。収集トレイ５２８は、第３の出口５１４に作動可能に結合され得る。
ベントされた放射性ガスが第１の入口５０４に入る場合、放射性ガスは、第１の部分５１８を通って第１の出口５１０に向かって上方に流れることができる。ベントされた放射性ガスが上方に流れるにしたがって、放射性ガスは、多孔板５０６と接触することができる。多孔板５０６は、脱水装置及び／又は放射性物質を捕集するための装置として機能することができ、ベントされた放射性ガスの中の同伴液体が凝縮することを可能にする表面を提供し、及び／又は収集トレイ５２８へ、第１のスクリーン５３０を通って、第３の出口５１４へ流れる重力流を提供することができる。多孔板５０６は先が細い形状にされて（例えば、コーン形状）、脱水、凝縮、及び／又は重力流を促進することができる。多孔板５０６は、熱泳動沈着によって、部分的に脱水装置として機能することができる。
多孔板５０６を通過した後、ベントされた放射性ガスは上方に流れ続け、ろ過材５２２に入ることができる。ろ過材５２２は、脱水装置及び／又は放射性物質を捕集するための装置として機能することができる。ろ過材５２２は、例えば、活性アルミナ、活性炭、有機ワックス、及びプラスチック（例えば、リサイクルされたプラスチック製品）、樹脂、砂、シリカビーズ、石、及び他の捕集薬剤の１以上を含むことができる。ろ過材５２２は、例えば、活性アルミナ及び活性炭の二元混合物を含むことができる。ろ過材５２２は、例えば、１以上のＨＥＰＡフィルタを含むことができる。ろ過材５２２は、ベントされた放射性ガスの中の同伴液体を凝縮することができる。液体が凝縮し、及び／又は十分な大きさの液滴に融合する場合、液滴は、収集トレイ５２８へ、第１のスクリーン５３０を通って、第３の出口５１４へ重力流を提供することができる。ろ過材５２２は、熱泳動沈着によって、部分的に脱水装置として機能することができる。
ろ過材５２２を通過した後、ベントされた放射性ガスは上方に流れ続け、第１の出口５１０を経てフィルタ５００を出ることができる。
本体５０２を通る低い流れは、フィルタ５００のＤＦを増加させることができる。特に、複数の本体５０２が連続して積み重ねられている場合、複数の本体５０２を通る低い流れが、積み重ねたフィルタ５００のＤＦを増加させることができる。
寒い気候では、水の氷点以下で、本体５０２を通る低い流れによって、多孔板５０６の表面に重大な凝縮をもたらす可能性がある。温度によるこの凝縮は、多孔板５０６上に氷を形成することによって流れの閉塞をもたらす原因になる可能性がある。バイパスライン５１６は、この問題の解決策を提供することができる。
上記に考察するように、ベントされた放射性ガスが第１の入口５０４に入る場合、放射性ガスは、第１の部分５１８を通って第１の出口５１０に向かって上方に流れることができる。いくらかのベントされた放射性ガスは、更に第２のスクリーン５３２及び第２の入口５３４を通って、バイパスライン５１６の中に、及び上方へ破裂ディスク５３６まで流れることができる。第２のスクリーン５３２は、例えば、多孔板５０６の開口よりも１００倍大きい開口を有することができて、第２のスクリーン５３２の閉塞を低減、又は防止することができる。多孔板５０６の流れの閉塞が、第２の部分５２０に対する第１の部分５１８の圧力を十分に高める場合（例えば、多孔板５０６及びろ過材５２２に亘る圧力差）、そのとき破裂ディスク５３６は破裂し、ベントされた放射性ガスが多孔板５０６及びろ過材５２２を迂回して、バイパスライン５１６及び第４の出口５３８を経て、第２の部分５２０に達することができる。バイパスライン５１６は、重大な面の粗さ、及び／又は多孔性（例えば、内部のふるい目）を有することができて、拡散による放射性核種沈着に貢献することができる。
複数の本体５０２が連続して積み重ねられている場合、ベントされた放射性ガスは、更に放射性物質を捕集するためにスタックの中の次の本体５０２に進むことができる。
設計基準を超える事故中に、フィルタ５００を通るベントされた放射性ガスの高流量に対する潜在能力によって、フィルタ５００は２つ以上のバイパスライン５１６を備えることができる。２つ以上のバイパスライン５１６は、例えば、フィルタ５００の周りに円周方向に配置可能である。
設置される場合、フィルタ５００は、格納されたろ過材５２２が重力によって定位置に保持されるように配向され得る。本体５０２は、第１の入口５０４で圧力が増加する場合、格納されたろ過材５２２が第１の出口５１０に向かって移動することを可能にするように構成され得る。この移動は、格納されたろ過材５２２が、第１の入口５０４での圧力増加に関連する、第１の出口５１０での圧力増加を低減することに役立つようにすることができる。この移動は、遅い又は速いに関わらず、格納されたろ過材５２２が第１の入口５０４での圧力増加を含むことに役立つようにすることができる。この移動は、遅い又は速いに関わらず、格納されたろ過材５２２が、第１の入口５０４での圧力増加に関連するエネルギーを吸収することに役立つようにすることができる。この移動は、格納されたろ過材５２２が、第１の入口５０４での圧力増加を含むことに役立ち、及び／又は例えば、ガス爆発による、第１の入口５０４での圧力増加に関連するエネルギーを吸収することに役立つようにすることができる。
本体５０２は、第１の入口５０４で圧力が増加する場合、格納されたろ過材５２２の少なくとも部分が第１の出口５１０を経てフィルタ５００を出ることができるが、一方、格納されたろ過材５２２の少なくとも部分が環境に放出されることを防止するように構成可能である。このように格納されたろ過材５２２の少なくとも部分が出ることによって、格納されたろ過材５２２が第１の入口５０４での圧力増加を含むことに役立ち、及び／又は例えば、ガス爆発による、第１の入口５０４での圧力増加に関連するエネルギーを吸収することに役立つようにすることができる。
複数の本体５０２が連続して積み重ねられている場合、本体５０２は、先行するフィルタ（図示せず）の格納されたろ過材の少なくとも部分が、第１の入口５０４で圧力が増加する場合、排出管５０８及び第２の出口５１２を経てフィルタ５００を出ることができるが、一方、前のフィルタの格納されたろ過材の少なくとも部分が環境に放出されることを防止するように構成可能である。例えば、ガス爆発によって、先行するフィルタの格納されたろ過材の少なくとも部分がそのフィルタを出て、本体５０２の第１の部分５１８に入る原因になる可能性がある。
先行するフィルタの格納されたろ過材の少なくとも部分が、多孔板５０６を通過しない可能性がある。しかし、多孔板５０６の先が細くなった形状によって、先行するフィルタの格納されたろ過材の少なくとも部分を多孔板５０６のスロート５４０に向かって、排出管５０８内に、更に第２の出口５１２へと導く助けをすることができる。
第３の出口５１４からの水は、第１のマニホールド５４２の中に流れることができる。先行するフィルタの格納されたろ過材の少なくとも部分が、第２の出口５１２から第２のマニホールド５４４内に出ることができる。
いくつかの実施例の実施形態によれば、ＨＥＰＡフィルタは、多孔板５０６の第１の部分５１８の側面上、第２のスクリーン５３２の第１の部分５１８の側面上、及び／又はスロート５４０の第１の部分５１８の側面上に配置可能である（多孔板５０６の開口は、例えば、１００〜１０，０００の係数によってサイズを増加することができて、ＨＥＰＡフィルタのこのような使用を促進する）。そのようなＨＥＰＡフィルタは、直径０．３マイクロメートル（μｍ）以上の大気中の微粒子の少なくとも９９．９７％を除去することができる。空気流又は圧力降下に対するＨＥＰＡフィルタの最小抵抗力は、通常の流量で約３００Ｐａに特定される。ベントされた放射性ガスの流量が高すぎる、及び／又は圧力降下が３００Ｐａを超える場合、そのときＨＥＰＡフィルタは、裂けて、より高い流量のベントされた放射性ガスを許容することができる。これによって、ＨＥＰＡフィルタによる流れの閉塞を防止することができ、及び／又はベントされた放射性ガスが次のフィルタ５００に流れることを可能にする。
いくつかの実施例の実施形態によれば、有機放射性エアロゾル（例えば、放射性セシウム又はヨウ素を塗料又は電線絶縁体などの有機物質と反応させることによって形成される）は、多孔板５０６の第２の部分５２０の側面上に被覆される標準のワックス又は他の適合した有機化合物を使用することによって、捕集可能である（多孔板５０６の開口は、例えば、１００〜１０，０００の係数によってサイズを増加することができて、標準のワックス又は他の適合した有機化合物のこのような使用を促進する）。暑い夏の数か月の作動期間中、依然として固体の状態であるために、標準のワックス又は他の適合した有機化合物の融点は５０℃を超えることができる。
標準のワックス又は他の適合した有機化合物は、放射性有機物質が拡散することができる「可溶性媒体」を提供することができ、環境への放出を防止することができる。ベントされた放射性ガスの流量が高すぎる、及び／又は圧力降下が３００Ｐａを超える場合、そのとき標準のワックス又は他の適合した有機化合物は、裂けて、より高い流量のベントされた放射性ガスを許容することができる。そのような引き裂きによって、放射性有機物質が拡散することができる標準のワックス又は他の適合した有機化合物の表面積を増加させることができる。
標準のワックス又は他の適合した有機化合物に加えて、ろ過材５２２が、樹脂ビーズ及び／又は細断プラスチック材料など、有機物質であることができ、やはり放射性有機物質が拡散することができる「可溶性媒体」を提供することができる。
図６は、いくつかの実施例の実施形態によるフィルタ５００の底面図である。
図６は、本体５０２、バイパスライン５１６、収集トレイ５２８、第１のスクリーン５３０、第２のスクリーン５３２、スロート５４０、第１のマニホールド５４２及び第２のマニホールド５４４を図示する。
図７は、いくつかの実施例の実施形態による、放射性物質を捕集するためのシステム７００の横断面図である。
システム７００は、原子力発電所で現在既存の強化ベント配管に直接交換することができる。別法として、システム７００は、既存の強化ベント配管の近傍に、又は平行して配置可能であり、その結果、運転要求に応じて、ガス流をそらせて現在既存の強化ベント配管、システム７００、又はその両方に流れ込ませることができるようになる。
図７に示すように、原子炉建屋７０２は、斜面７０４上に建つことができる。やはり斜面７０４上に建つことができる強化ベント配管７０６が、原子炉建屋７０２に、例えば、標準的管支持装置によって取り付け可能である。強化ベント配管７０６は、免震構造体７１０上の基部７０８からベント口７１２まで上方に伸びることができる。
基部７０８は、免震構造体７１０に封止され、及び／又は取り付けられることができ、システム７００の構造的統合性を保証することができる。基部７０８は、水及び固体を収集することができる。基部７０８は、逆止弁７１４を通って強化ベント配管７０６及び／又はベント口７１２に圧力を解放することができる。逆止弁７１４は、強化ベント配管７０６の上方部分から基部７０８に水を排水することができる。
図７に示すように、システム７００は、微粒子除去部分７１６、水除去部分７１８、及び／又は放射性核種除去部分７２０を備えることができる。微粒子除去部分７１６、水除去部分７１８、及び／又は放射性核種除去部分７２０は、例えば、図７に示すように順番に、又は何らかの他の順番で積み重ねることができる。
図７に示すように、システム７００は、１以上の微粒子除去装置７２２、１以上の水除去装置７２４、及び／又は１以上の放射性核種除去装置７２６を備えることができる。１以上の微粒子除去装置７２２、１以上の水除去装置７２４、及び／又は１以上の放射性核種除去装置７２６は、例えば、図７に示すように順番に、又は何らかの他の順番で積み重ねることができる。特に、１以上の微粒子除去装置７２２は、１以上の水除去装置７２４と混合することができ、１以上の微粒子除去装置７２２は、１以上の放射性核種除去装置７２６と混合することができ、１以上の水除去装置７２４は、１以上の放射性核種除去装置７２６と混合することができる。
微粒子除去部分７１６、水除去部分７１８、及び／又は放射性核種除去部分７２０の重量、あるいは１以上の微粒子除去装置７２２、１以上の水除去装置７２４、及び／又は１以上の放射性核種除去装置７２６の重量によって、システム７００は、ガス流が上方に流れることを可能にし、及び／又はこの重量を支持する「Ｔ」装置７２８を備えることができる。
システム７００の使用中、原子炉建屋７０２の格納容器（図示せず）からの流れ７３０が、「Ｔ」装置７２８の有孔デフレクタシールド７３２に導かれることができ、デフレクタシールド７３２は、微粒子除去部分７１６及び／又は１以上の微粒子除去装置７２２として働くことができる。有孔デフレクタシールド７３２は、より大きい放射性微粒子を下方へ導くことができる。有孔デフレクタシールド７３２は、より小さい放射性微粒子、水蒸気、及び／又はガスが上方にガス分離器７３４の中に流れることを可能にする。
水除去部分７１８及び／又は１以上の水除去装置７２４として働くことができるガス分離器７３４は、当業者に公知の「水蒸気分離器」技術を使用することができる。ガス分離器７３４は、入口案内羽根（図示せず）、水を捕集するための内部の制御／分割型金属部分（図示せず）、下方への水の流れを可能にする、外側縁部（図示せず）上の内部の流路、及び上方案内羽根（図示せず）を備えることができる。ガス分離器７３４の垂直の範囲は、向上した混合及びガス分離器７３４の垂直の範囲に沿ってフィン（図示せず）による熱遮断によって、熱泳動力を最小にするように決定され得る。
ガス分離器７３４によって除去された水は、放射性極性分子を捕集することができ、次いで放射性極性分子は、パイプ及びループシール７３６を経て第１のマニホールド７３８に運ばれ、次いでそれによって基部７０８に重力排水を提供することができる。
ガス分離器７３４からの脱水されたガスは、放射性核種除去部分７２０及び／又は１以上の放射性核種除去装置７２６まで上方に流れることができる。
放射性核種除去部分７２０及び／又は１以上の放射性核種除去装置７２６からのガスは、ベント口７１２まで上方に流れることができる。ガスが出ていくベント口７１２は、除去された水の中の可溶性極性分子である、極めて低減された含有量の放射性核種を含む可能性がある。
ガス流が極めて急上昇する事故時には、第１の放射性核種除去装置７２６の中に格納されたろ過材の少なくとも部分が、第１の放射性核種除去装置７２６上方に、次の順番の第２の放射性核種除去装置７２６まで進むことができる。上記に考察するように、第２の放射性核種除去装置７２６まで進んだろ過材の少なくとも部分が、第２の放射性核種除去装置７２６の多孔板のスロートに導かれ、第２の放射性核種除去装置７２６の排出管内に、第２の放射性核種除去装置７２６の第２の出口へ導かれ、次いで第２のマニホールド７４０まで導かれることができ、それによって基部７０８に重力排水を提供することができる。当業者に公知のように、第２のマニホールド７４０の内径及び／又は平滑度は、通常の固体処理技術によって物質の停滞を軽減するように選択可能である。
ろ過材の少なくとも部分が、第１の放射性核種除去装置７２６から除去可能であるが、ろ過材の少なくとも部分が、ろ過材の少なくとも部分の表面上に拡散され、吸着される捕集済み放射性核種を保有する可能性がある。
液体捕集の大部分が、ガス分離器７３４の中で起きることができ、ガス分離器７３４は、水除去部分７１８及び／又は１以上の水除去装置７２４として働くことができる。しかし、追加の液体捕集が、放射性核種除去部分７２０及び／又は１以上の放射性核種除去装置７２６の中で起きることができる。これによって、除去された水の中の可溶性放射性極性分子の除去が継続する。水除去が繰り返された場合、流れがベント口７１２に向かって流れ続けるにつれて、システム７００のＤＦが向上する。
放射性核種除去部分７２０及び／又は１以上の放射性核種除去装置７２６は、上記に考察するように、ＨＥＰＡフィルタを使用することができる。しかし、ぬれている場合、ＨＥＰＡフィルタは崩壊を起こしやすいので、１以上の放射性核種除去装置７２６は、ＨＥＰＡフィルタを通って流れるガスが乾燥しているように、ベント口７１２近傍に配置される必要のある可能性がある。
強化ベント配管７０６は、結合バルブ７４２及び／又は結合部７４４を含むことができ、以下に考察する。
図８Ａ〜図８Ｃは、いくつかの実施例の実施形態による放射性物質を捕集するためのシステム８００の１次運転モードの図である。図８Ａ〜図８Ｃは、原子炉建屋８０２、斜面８０４、強化ベント配管８０６、ベント口８０８、免震構造体８１０、及び結合バルブ８１２を図示する。
システム８００は、待機モード、活性モード、及び／又は回復モードの３つの１次運転モードを有することができる。
図８Ａに示すように、設置後、システム８００は、低大気圧状態、又は例えば、アルゴンガスによる圧力上昇８１４での不活性状態に封止され得る。低大気圧状態及び不活性状態の両方が、作業員に、待機モードのシステム８００が活性モードで運転する準備ができているかどうかを知らせることができる。待機運転モードの「流れがない」状態であれば、システム８００内に格納されたろ過材は、その必要な最初の化学的及び物理的形態を保有している。
図８Ｂに示すように、システム８００は、重大な原子力事故、又は格納容器のベントを必要とする可能性がある他の事故によって、活性化され得る。活性化は、圧力上昇８１６をもたらす可能性がある。活性化は、ベント口８０８からガス流を発生させる可能性がある。システム８００が活性化される場合、ＤＦの無次元比は、システム８００に入る汚染物質の量÷ベント口８０８を経てシステム８００を出る汚染物質の量によって定義され得る。ＤＦは、例えば、放射性核種除去部分内の複数の放射性核種除去装置（例えば、放射性核種除去部分７２０の中の複数の放射性核種除去装置７２６）を組み合わせることによって制御可能である。システム８００は、重大な原子力事故の後、数日単位ではなく数か月単位で測定され得る、発電所の安定性が作業員によって取り戻されるまで、必要な作業員の動作から独立して活性モードで作動可能である。
図８Ｃに示すように、作業員によって発電所の安定性が取り戻された後、原子力発電所の施設の除染及び／又は廃炉という仕事が開始することができる。ベント口８０８は、封止され得る。システム８００のための格納容器バルブが閉鎖される可能性があり、その結果、システム８００内の放射性核種の回復が発生する可能性がある。一時的な配管が、ベント口８０８、結合バルブ８１２、第１のマニホールド８１８及び／又は第２のマニホールド８２０に結合され得る。一時的なタンク８２２が、一時的な配管に結合され得る。
回復によって、圧力低下８２４が発生する可能性がある。回復は、アルミナベッド及び／又はフミン酸塩ベッドを含むことができる。
放射性物質のバルクがシステム８００から除去された場合、強化ベント配管８０６内のフィルタ（例えば、フィルタ５００）は、封止及び除去され得る。ろ過材（例えば、ろ過材５２２）、及び強化ベント配管８０６の基部８２６内に収集された放射性物質は、同様の方法で処理可能である。
実施例の実施形態を具体的に図示し、説明してきたが、当業者なら、以下の特許請求の範囲によって定義される本発明の精神及び範囲から逸脱せずに、形態及び詳細の様々な変形形態が作製可能であることを理解するであろう。
１００ システム
１０２ 流れ
１０３ 第１の配管
１０４ サブシステム
１０６ 予熱器
１０８ 再結合器
１１０ 第１の凝縮器
１１２ 第２の凝縮器
１１３ 第２の配管
１１４ 第１のバルブ
１１５ 第３の配管
１１６ 木炭吸着ベッド
１１７ 第４の配管
１１８ 第２のバルブ
１１９ 第５の配管
１２０ 第３のバルブ
１２１ 第６の配管
１２２ 保護容器
１２３ 第７の配管
１２４ 第４のバルブ
１２５ 第８の配管
１２６ 第５のバルブ
１２７ 第９の配管
２００ システム
２０２ 流れ
２０４ 第１０の配管
２０６ 第１の隔離弁
２０８ 第２の隔離弁
２１０ 圧力容器
２１２ 高速ベンチュリ部
２１４ 金属繊維フィルタ部
２１６ 第１１の配管
２１８ 第１２の配管
２２０ プールの水
２２２ 不純物除去済み流れ
２２４ 液滴戻り管
２２６ 流れ
２２８ 第１３の配管
２３０ 逆止弁
２３２ オリフィス
２３４ 破裂ダイヤフラム
３００ システム
３０２ 流れ
３０４ 第１の配管
３０６ 第１の隔離弁
３０８ 第２の隔離弁
３１０ 微粒子除去装置
３１２ 流れ
３１４ 第１５の配管
３１６ 水除去装置
３１８ 流れ
３２０ 第１６の配管
３２２ 放射性核種除去装置
３２４ 流れ
３２６ 第１７の配管
５００ フィルタ
５０２ 本体
５０４ フィルタ入口
５０６ 多孔板
５０８ 排出管
５１０ 第１の出口
５１２ 第２の出口
５１４ 第３の出口
５１６ バイパスライン
５１８ 第１の部分
５２０ 第２の部分
５２２ ろ過材
５２４ 第１のフランジ
５２６ 第２のフランジ
５２８ 収集トレイ
５３０ 第１のスクリーン
５３２ 第２のスクリーン
５３４ 第２の入口
５３６ 破裂ディスク
５３８ 第４の出口
５４０ スロート
５４２ 第１のマニホールド
５４４ 第２のマニホールド
７００ システム
７０２ 原子炉建屋
７０４ 斜面
７０６ 強化ベント配管
７０８ 基部
７１０ 免震構造体
７１２ ベント口
７１４ 逆止弁
７１６ 微粒子除去部分
７１８ 水除去部分
７２０ 放射性核種除去部分
７２２ 微粒子除去装置
７２４ 水除去装置
７２６ 放射性核種除去装置
７２８ 「Ｔ」装置
７３０ 流れ
７３２ デフレクタシールド
７３４ ガス分離器
７３６ ループシール
７３８ 第１のマニホールド
７４０ 第２のマニホールド
７４２ 結合バルブ
７４４ 結合部
８００ システム
８０２ 原子炉建屋
８０４ 斜面
８０６ 強化ベント配管
８０８ ベント口
８１０ 免震構造体
８１２ 結合バルブ
８１４ 圧力上昇
８１６ 圧力上昇
８１８ 第１のマニホールド
８２０ 第２のマニホールド
８２２ 一時的なタンク
８２４ 圧力低下

Claims (21)

  1. 流れ（７３０）から放射性物質を受動的にフィルタ処理するように構成されたシステム（７００）であって、
    １以上の微粒子除去装置（７２２）と、
    １以上の水除去装置（７２４）と、
    １以上の放射性核種除去装置（７２６）と
    を備えるシステム（７００）において、
    前記１以上の微粒子除去装置（７２２）の少なくとも１つが、前記流れ（７３０）から前記放射性物質の微粒子を機械的に除去し、
    前記１以上の水除去装置（７２４）の少なくとも１つが、前記流れ（７３０）から水を機械的に除去し、
    前記１以上の放射性核種除去装置（７２６）の少なくとも１つが、設計されたろ過材（５２２）を使用して、前記流れ（７３０）から放射性エアロゾル、反応性放射性ガス、又は放射性エアロゾル及び反応性放射性ガスを除去する、システム（７００）。
  2. 前記放射性物質が、１以上の反応性ガス状の放射性物質、液体放射性物質、及び微粒子放射性物質を含む、請求項１に記載のシステム（７００）。
  3. 前記１以上の微粒子除去装置（７２２）が、前記流れ（７３０）の方向に、前記１以上の水除去装置（７２４）よりも前に配置される、請求項１に記載のシステム（７００）。
  4. 前記１以上の微粒子除去装置（７２２）が、前記流れ（７３０）の方向に、前記１以上の放射性核種除去装置（７２６）よりも前に配置される、請求項１に記載のシステム（７００）。
  5. 前記１以上の水除去装置（７２４）が、前記流れ（７３０）の方向に、前記１以上の放射性核種除去装置（７２６）よりも前に配置される、請求項１に記載のシステム（７００）。
  6. 前記１以上の微粒子除去装置（７２２）の少なくとも１つが、重力沈下を使用して、前記流れ（７３０）から前記放射性物質の微粒子を機械的に除去する、請求項１に記載のシステム（７００）。
  7. 前記１以上の水除去装置（７２４）の少なくとも１つにおいて、前記流れ（７３０）を混ぜることによって、前記流れ（７３０）の中の熱泳動力を低減する、請求項１に記載のシステム（７００）。
  8. 前記１以上の水除去装置（７２４）の少なくとも１つにおいて、前記流れ（７３０）からの熱遮断によって、前記流れ（７３０）の中の熱泳動力を低減する、請求項１に記載のシステム（７００）。
  9. 前記１以上の放射性核種除去装置（７２６）の少なくとも１つにおいて、前記流れ（７３０）を混ぜることによって、前記流れ（７３０）の中の熱泳動力を低減する、請求項１に記載のシステム（７００）。
  10. 前記１以上の放射性核種除去装置（７２６）の少なくとも１つにおいて、前記流れ（７３０）からの熱遮断によって、前記流れ（７３０）の中の熱泳動力を低減することによって、捕集を改良する、請求項１に記載のシステム（７００）。
  11. 前記ろ過材（５２２）が、１以上の活性アルミナ（Ａｌ２Ｏ３）、活性炭、有機ワックス、及びプラスチックを含む、請求項１に記載のシステム（７００）。
  12. 前記ろ過材（５２２）が、１以上の高性能（ＨＥＰＡ：ｈｉｇｈ−ｅｆｆｉｃｉｅｎｃｙ ｐａｒｔｉｃｕｌａｔｅ ａｉｒ）フィルタを含む、請求項１に記載のシステム（７００）。
  13. 流れ（７３０）から放射性物質を受動的にフィルタ処理するための方法であって、
    前記流れ（７３０）から前記放射性物質の微粒子を機械的に除去するステップ（Ｓ４００）と、
    前記流れ（７３０）から水を機械的に除去するステップ（Ｓ４１０）と、
    ろ過材（５２２）を使用して、前記流れ（７３０）から放射性エアロゾル、反応性放射性ガス、又は放射性エアロゾル及び反応性放射性ガスを除去するステップ（Ｓ４２０）と
    を含む方法。
  14. 前記流れ（７３０）から前記放射性物質の前記微粒子を前記機械的に除去するステップ（Ｓ４００）が、前記流れ（７３０）から水を前記機械的に除去するステップ（Ｓ４１０）に先行する、請求項１３に記載の方法。
  15. 前記流れ（７３０）から前記放射性物質の前記微粒子を前記機械的に除去するステップ（Ｓ４００）が、前記ろ過材（５２２）を使用して、前記流れ（７３０）から前記放射性エアロゾル、反応性放射性ガス、又は放射性エアロゾル及び反応性放射性ガスを前記除去するステップ（Ｓ４２０）に先行する、請求項１３に記載の方法。
  16. 前記流れ（７３０）から前記水を前記機械的に除去するステップ（Ｓ４１０）が、前記ろ過材（５２２）を使用して、前記流れ（７３０）から前記放射性エアロゾル、反応性放射性ガス、又は放射性エアロゾル及び反応性放射性ガスを前記除去するステップ（Ｓ４２０）に先行する、請求項１３に記載の方法。
  17. 入口（５０４）及び出口（５１０）を含む本体（５０２）を備えるフィルタ（５００）において、
    前記本体（５０２）が、ろ過材（５２２）を格納するように構成され、
    前記本体（５０２）が、ガス爆発からの圧力を収容するように更に構成され、
    前記本体（５０２）が、前記入口（５０４）で圧力が増加する場合、前記格納されたろ過材（５２２）を前記出口（５１０）に向かって移動させることができるように更に構成されている、フィルタ（５００）。
  18. 前記入口（５０４）で圧力が増加する場合、前記格納されたろ過材（５２２）が前記出口（５１０）に向かって移動することによって、前記入口（５０４）での前記圧力の前記増加に関連するエネルギーを吸収する、請求項１７に記載のフィルタ（５００）。
  19. 前記入口（５０４）で圧力が増加する場合、前記格納されたろ過材（５２２）が前記出口（５１０）に向かって移動することによって、前記入口（５０４）での前記圧力の前記増加に関連する前記出口（５１０）での圧力増加を低減する、請求項１７に記載のフィルタ（５００）。
  20. 前記入口（５０４）で前記圧力が増加する場合、前記格納されたろ過材（５２２）の少なくとも部分が前記フィルタ（５００）を出ることを可能にするが、同時に前記格納されたろ過材（５２２）の少なくとも部分を前記環境に放出することを防止するように、前記本体（５０２）が更に構成されている、請求項１７に記載のフィルタ（５００）。
  21. 第２の出口（５１２）を更に備え、
    前記入口（５０４）で前記圧力が増加する場合、前記格納されたろ過材（５２２）の少なくとも部分が前記第２の出口（５１２）を経て前記フィルタ（５００）を出ることを可能にするが、同時に前記格納されたろ過材（５２２）の少なくとも部分を前記環境に放出することを防止するように、前記本体（５０２）が更に構成されている、請求項１７に記載のフィルタ（５００）。
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Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
TWI584306B (zh) * 2015-09-30 2017-05-21 行政院原子能委員會核能研究所 微粒放射性固體取出方法及其裝置
US10036135B2 (en) 2015-10-23 2018-07-31 Philip S. Dunlap Methods and systems to contain pollution and hazardous environments (CPHE)
JP6754719B2 (ja) * 2017-04-11 2020-09-16 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 原子炉格納容器ベントシステム

Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS4989100A (ja) * 1972-12-21 1974-08-26
US4261713A (en) * 1978-08-11 1981-04-14 Commissariat A L'energie Atomique Apparatus for the separation and recovery of a solid product transported by a gas
JPH0351800A (ja) * 1989-07-19 1991-03-06 Hitachi Ltd 高濃度エアロゾル用フイルタ装置
JPH0375598A (ja) * 1989-08-18 1991-03-29 Hitachi Ltd 原子炉格納容器ベント装置
JPH04505802A (ja) * 1988-05-09 1992-10-08 シーメンス アクチエンゲゼルシヤフト 格納容器付きの原子力発電所および格納容器の圧力放出方法
JP2004191347A (ja) * 2002-12-11 2004-07-08 Wakaida Eng:Kk 放射性気体の吸着用フィルター装置
US20120051488A1 (en) * 2010-08-25 2012-03-01 Areva Np Gmbh Method for the Pressure Relief of a Nuclear Power Plant, Pressure-Relief System for a Nuclear Power Plant and Associated Nuclear Power Plant
US20130182812A1 (en) * 2010-08-25 2013-07-18 Areva Np Gmbh Method for depressurizing a nuclear power plant, depressurization system for a nuclear power plant, and associated nuclear power plant

Family Cites Families (38)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3338665A (en) 1963-03-28 1967-08-29 Silverman Leslie Foam encapsulation method of nuclear reactor safety
US3519537A (en) * 1968-02-02 1970-07-07 Westinghouse Electric Corp Internal gas adsorption means for nuclear fuel element
CH500430A (de) * 1968-12-04 1970-12-15 Sulzer Ag Zum Abscheiden von Flüssigkeit aus Nassdampf bestimmte Vorrichtung
SE7309949L (sv) * 1973-07-16 1975-01-17 Atomenergi Ab Separator for en behandling av anga och vatten.
US3890233A (en) * 1974-04-25 1975-06-17 Edwin H Gischel Apparatus for filtering radioactive fluids
US3958630A (en) 1975-01-24 1976-05-25 Exxon Research And Engineering Company Heat exchanger baffle arrangement
US4000993A (en) 1975-11-10 1977-01-04 Micron Engineering Inc. Process for scrubbing gas streams
US4153432A (en) 1977-03-31 1979-05-08 Certain-Teed Corporation Apparatus and method for collection of contaminants
US4284609A (en) 1977-07-11 1981-08-18 Quad Environmental Technologies Corp. Condensation cleaning of particulate laden gases
US4163649A (en) 1977-12-15 1979-08-07 A.P.T., Inc. Collection of fine particles from a gas stream by moving the gas stream upward through a shallow bed of solid granules
US4266951A (en) 1978-05-15 1981-05-12 Air Pollution Technology, Inc. Particle scrubber and related method
US4297116A (en) * 1978-07-10 1981-10-27 Aitken, Inc. Apparatus for separating foreign matter from a gas stream
US4428904A (en) * 1978-07-19 1984-01-31 Kraftwerk Union Aktiengesellschaft Blow-off device for limiting excess pressure in nuclear power plants, especially of the boiling water reactor-type
US4369048A (en) * 1980-01-28 1983-01-18 Dallas T. Pence Method for treating gaseous effluents emitted from a nuclear reactor
US4432777A (en) * 1980-05-02 1984-02-21 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method for removing particulate matter from a gas stream
US4345916A (en) 1980-05-19 1982-08-24 Richards Clyde N Means and method for removing airborne particulates from an aerosol stream
BR8307696A (pt) 1983-03-18 1985-03-12 Edwards Enterprises J Lavador de atomizacao rotativo aperfeicoado e processo para lavagem de particulas de uma corrente de ar
US4531953A (en) 1983-06-21 1985-07-30 Calgon Corporation Sublimation of amine compounds on activated carbon pore surfaces
US4675031A (en) 1985-08-19 1987-06-23 Sinnar Abbas M Phoretic enhanced-gravity particulate removal system
DE3729501A1 (de) * 1987-03-23 1988-10-06 Siemens Ag Verfahren und einrichtung zur druckentlastung eines kernkraftwerkes
DE58905933D1 (de) 1988-04-18 1993-11-25 Siemens Ag Kernkraftwerk mit einer Sicherheitshülle.
US5171519A (en) 1990-12-19 1992-12-15 Westinghouse Electric Corp. Outside of containment chemical decontamination system for nuclear reactor primary systems
US5215708A (en) * 1992-06-19 1993-06-01 General Electric Company Reactor building assembly and method of operation
JPH06347593A (ja) 1993-06-11 1994-12-22 Toshiba Corp 放射性気体廃棄物の処理方法
US5688402A (en) 1995-12-15 1997-11-18 General Electric Company Self-cleaning strainer
US5814118A (en) 1996-11-18 1998-09-29 Nuclear Filter Technology, Inc. HEPA filter for venting chambers
US6344071B1 (en) 2000-05-22 2002-02-05 3M Innovative Properties Company Broad spectrum filter system for filtering contaminants from air or other gases
DE10026696A1 (de) 2000-05-30 2001-12-20 Emitec Emissionstechnologie Partikelfalle
US6372024B1 (en) * 2000-06-07 2002-04-16 Russell E. Prescott System and method for removing contaminating gases from water
US6685842B2 (en) 2001-12-31 2004-02-03 Taiwan Semiconductor Manufacturing Co., Ltd. Thermophoretic particle removing system
DE10328773B3 (de) 2003-06-25 2005-02-17 Framatome Anp Gmbh Kerntechnische Anlage
GB0405323D0 (en) 2004-03-10 2004-04-21 British Nuclear Fuels Plc Waste compacting method
US20070274886A1 (en) 2006-05-09 2007-11-29 Microbeam Technologies, Inc. Removal and recovery of deposits from coal gasification systems
US20100126349A1 (en) 2008-11-26 2010-05-27 Applied Materials, Inc. Reduced temperature scrubbing of effluent gas
FR2943556B1 (fr) 2009-03-25 2013-04-19 Commissariat Energie Atomique Dispositif d'epuration d'un fluide charge de particules par force de thermophorese
CN101700450A (zh) 2009-11-13 2010-05-05 核电秦山联营有限公司 一种安全壳过滤排气系统
US20110132817A1 (en) * 2009-12-03 2011-06-09 Eric Rankin Gardner Systems and methods associated with straining a pipeline
TWI441196B (zh) 2010-09-03 2014-06-11 Iner Aec Executive Yuan 水中微粒固體收集裝置及其方法

Patent Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS4989100A (ja) * 1972-12-21 1974-08-26
JPS5015999A (ja) * 1972-12-21 1975-02-20
US4261713A (en) * 1978-08-11 1981-04-14 Commissariat A L'energie Atomique Apparatus for the separation and recovery of a solid product transported by a gas
JPH04505802A (ja) * 1988-05-09 1992-10-08 シーメンス アクチエンゲゼルシヤフト 格納容器付きの原子力発電所および格納容器の圧力放出方法
JPH0351800A (ja) * 1989-07-19 1991-03-06 Hitachi Ltd 高濃度エアロゾル用フイルタ装置
JPH0375598A (ja) * 1989-08-18 1991-03-29 Hitachi Ltd 原子炉格納容器ベント装置
JP2004191347A (ja) * 2002-12-11 2004-07-08 Wakaida Eng:Kk 放射性気体の吸着用フィルター装置
US20120051488A1 (en) * 2010-08-25 2012-03-01 Areva Np Gmbh Method for the Pressure Relief of a Nuclear Power Plant, Pressure-Relief System for a Nuclear Power Plant and Associated Nuclear Power Plant
US20130182812A1 (en) * 2010-08-25 2013-07-18 Areva Np Gmbh Method for depressurizing a nuclear power plant, depressurization system for a nuclear power plant, and associated nuclear power plant

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