JP2021143998A - 原子炉格納容器ベント装置および原子力発電プラント - Google Patents

Abstract

【課題】外部への放射性希ガスの漏えいを最小限にしつつ、継続的に原子炉格納容器内の水蒸気を系外に放出して原子炉格納容器の圧力を継続的に減圧できる原子炉格納容器ベント装置を提供する。【解決手段】気体を外部に排出するベント配管１３上に設けられており、一定以上の圧力で開くフィルタベント装置起動弁２７と、ベント配管１３のうち、フィルタベント装置起動弁２７の下流側に接続されている配管２０と、配管２０上に複数設けられている希ガス除去膜開閉弁３３と、希ガス除去膜開閉弁３３の各々の下流側に対応して設けられている複数の膜ユニット３４と、を備え、希ガス除去膜開閉弁３３の開弁圧力がそれぞれ異なる圧力に設定されている。【選択図】 図２

Description

本発明は、原子炉格納容器ベント装置および原子力発電プラントに関する。

封入容器や電源を使用せずとも格納容器外部に放射性希ガスを放出することなく、継続的に原子炉格納容器内の水蒸気を系外に放出し、原子炉格納容器の圧力を継続的に減圧できる構造を持つ原子炉格納容器ベント装置の一例として、特許文献１には、原子炉圧力容器を内包する原子炉格納容器と、原子炉格納容器の内部に配置された、放射性希ガスを透過せず、水蒸気を透過する放射性物質分離装置と、放射性物質分離装置に接続されたベント配管と、ベント配管に接続され、放射性物質が除去されたガスを外部に放出する排気塔を備える、ことが記載されている。

特開２０１８−１１９８２１号公報

原子力発電プラントに備えられた原子炉格納容器の機能の一つに、原子炉圧力容器内に配置された炉心が溶融するような事態（以下、過酷事故）が万が一の確率で発生して放射性物質が原子炉圧力容器外に放出されたとしても、その放射性物質を原子炉格納容器内に閉じ込めておき、格納容器の外部への漏出を防ぐことがある。

過酷事故が発生した場合においても、その後に十分な注水が行われ、かつ原子炉格納容器が冷却されれば、事故は収束する。

しかし、万が一の場合において水蒸気の生成が継続し、原子炉格納容器の冷却が不十分な場合、原子炉格納容器が加圧される。これに対し、原子炉格納容器内の気体を大気中に放出し、原子炉格納容器を減圧する場合がある。この操作をベント操作と呼ぶ。この操作を行う場合は、沸騰水型原子炉では公衆の被ばくが最小限となるように、サプレッションプールのプール水によって放射性物質を除去した上で原子炉格納容器内の気体（以下、ベントガス）を大気中に放出する必要がある。

沸騰水型原子炉では、前述のようにサプレッションプールのプール水により十分に放射性物質を除去した上でベントガスを大気中に放出しているが、このベントガスから更に放射性物質を取り除くシステムとして原子炉格納容器ベント装置がある。

特許文献１に記載の原子炉格納容器ベント装置では、ベントガスは、タンク内の水中に放出されることによりスクラビングされて、粒子状放射性物質が除去される。また、金属フィルタではスクラビングで除去しきれなかった粒子状放射性物質が更に除去される。よう素フィルタでは化学反応および吸着によって、よう素などのガス状放射性物質が除去される。更に水蒸気を透過して、希ガスを透過しない膜フィルタを用いて放射性希ガスが除去される。

膜フィルタによる放射性希ガスの除去までを目的とした原子炉格納容器ベント装置は、特許文献１のようにベントガスが通過するライン上に水蒸気を透過するのに対して希ガスを透過しない膜フィルタを設置することで放射性希ガスを除去する。

ここで、膜フィルタを透過する水蒸気と希ガスの量は、膜面積と膜フィルタ前後でのそれぞれの気体の分圧差、それぞれの気体に対する膜フィルタの透過率によって決まる。

例えば、ポリイミド膜のようなものを用いると、水蒸気の透過率と比較して希ガスの透過率は低いため、水蒸気を外部に放出して原子炉格納容器を減圧しつつ、希ガスの外部への漏えいを抑制することができる。

このような特性を備えた膜フィルタを利用する特許文献１のシステムの場合、原子炉格納容器を適切に減圧するためには、崩壊熱で発生する水蒸気を十分に外部へ放出できる膜面積を確保する必要がある。

ここで、崩壊熱は時間によって指数関数的に減衰し、発生する水蒸気量は崩壊熱に比例する。そのため、水蒸気を放出し始める初期においては多くの膜面積が必要であるのに対し、ある程度時間が経過すると崩壊熱が減少して水蒸気発生量も減少することから、膜面積が少なくても十分に減圧が可能となる。

また、外部へ漏えいする希ガスの量は膜面積によって決まるため、膜面積は可能な限り少ないことが望ましい。

しかしながら、膜面積は、水蒸気を放出し始める初期における水蒸気量で決める必要があるため、ある程度時間が経過した後は過剰な膜面積を備えていることとなるが、これは希ガスの漏えいを防止する観点で望ましくない。

本発明は、上記の課題を考慮し、外部への放射性希ガスの漏えいを最小限にしつつ、継続的に原子炉格納容器内の水蒸気を系外に放出して原子炉格納容器の圧力を継続的に減圧できる原子炉格納容器ベント装置および原子力発電プラントを提供することを目的とする。

本発明は、上記課題を解決する手段を複数含んでいるが、その一例を挙げるならば、原子炉格納容器内の気体を外部に排出し、原子炉格納容器を減圧する原子炉格納容器ベント装置であって、前記気体を外部に排出するベント配管上に設けられており、一定以上の圧力で開く弁と、前記ベント配管のうち、前記弁の下流側に接続されている入口配管と、前記入口配管上に複数設けられている開閉弁と、前記開閉弁の各々の下流側に対応して設けられている複数の膜ユニットと、を備え、前記開閉弁の開弁圧力がそれぞれ異なる圧力に設定されていることを特徴とする。

本発明によれば、外部への放射性希ガスの漏えいを最小限にしつつ、継続的に原子炉格納容器内の水蒸気を系外に放出して原子炉格納容器の圧力を継続的に減圧することができる。上記した以外の課題、構成および効果は、以下の実施例の説明により明らかにされる。

本発明の実施例１に係る原子炉格納容器ベント装置とそれを備えた原子力発電プラントの概略構成を示す図である。 実施例１に係る原子炉格納容器ベント装置のフィルタユニットの構成を示す図である。 実施例１に係る原子炉格納容器ベント装置の膜フィルタの構成を示す図である。 実施例１に係る原子炉格納容器ベント装置の膜フィルタを示す図である。 実施例１に係る原子炉格納容器ベント装置のフィルタユニットの他の例の構成を示す図である。 本発明の実施例２に係る原子炉格納容器ベント装置のフィルタユニットの構成を示す図である。 本発明の実施例３に係る原子炉格納容器ベント装置のフィルタユニットの構成を示す図である。 本発明の実施例４に係る原子炉格納容器ベント装置のフィルタユニットの構成を示す図である。 本発明の実施例５に係る原子炉格納容器ベント装置とそれを備えた原子力発電プラントの概略構成を示す図である。 本発明の実施例６に係る原子炉格納容器ベント装置とそれを備えた原子力発電プラントの概略構成を示す図である。

本発明の原子炉格納容器ベント装置および原子力発電プラントの実施例について、以下図面を用いて説明する。なお、本明細書で用いる図面において、同一のまたは対応する構成要素には同一、または類似の符号を付け、これらの構成要素については繰り返しの説明を省略する場合がある。

＜実施例１＞
上述の目的を達成するために好適な実施例の一つである本発明の原子炉格納容器ベント装置および原子力発電プラントの実施例１について図１乃至図５を用いて説明する。

図１は本実施例１に係る原子炉格納容器ベント装置とそれを備えた原子力発電プラントの概略構成を示す図である。図２は原子炉格納容器ベント装置のフィルタユニットの構成を示す図、図３は膜フィルタの構成を示す図、図４は膜フィルタを示す図である。図５は実施例１に係る原子炉格納容器ベント装置のフィルタユニットの他の例の構成を示す図である。

本実施例１の原子炉格納容器ベント装置１０１は、図１において破線囲み内に示す構成であり、改良型の沸騰水型原子炉（以下、ＡＢＷＲ（Ａｄｖａｎｃｅｄ Ｂｏｉｌｉｎｇ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ）と記載）を備えた原子力発電プラント１００内の原子炉圧力容器３が破損するなどの過酷事故時において、原子炉格納容器１内の圧力を減圧し、またその減圧時に放射性物質を極力除去するものである。

まず、全体のシステムとして、水蒸気を適切に排出して原子炉格納容器を減圧しながら放射性希ガスを除去するための構成とその方法について説明する。

図１に示す原子炉格納容器１内には、炉心２を内包する原子炉圧力容器３が設置されている。原子炉圧力容器３には、原子炉圧力容器３内で発生した水蒸気をタービン（図示の都合上省略）に送る主蒸気管４が接続されている。

原子炉格納容器１内部は、鉄筋コンクリート製のダイヤフラムフロア１２によってドライウェル５とウェットウェル７とに区画されている。

ウェットウェル７は、内部にプール水を貯めている領域のことを言う。このウェットウェル７内のプールのことをサプレッションプール８と呼ぶ。

ドライウェル５とウェットウェル７は、ベント管１１によって相互に連通されており、ベント管排気部１１ａは、ウェットウェル７内のサプレッションプール８の水面下に開口している。

万が一、配管類の一部が損傷し、原子炉格納容器１内に水蒸気が放出される配管破断事故（一般的にＬＯＣＡ：Ｌｏｓｓ−ｏｆ−ｃｏｏｌａｎｔ Ａｃｃｉｄｅｎｔの名称で知られ、配管が通るドライウェル５で発生する）が発生した場合、ドライウェル５の圧力が破断口から流出する水蒸気により上昇する。

その際、ドライウェル５内に放出された水蒸気は、ドライウェル５とウェットウェル７の圧力差により、ベント管１１を通ってウェットウェル７内のサプレッションプール８水中に導かれる。サプレッションプール８の水で水蒸気を凝縮することで原子炉格納容器１内の圧力上昇を抑制する。

この際に水蒸気内に放射性物質が含まれていた場合、サプレッションプール８水のスクラビング効果により大半の放射性物質が除去される。

前述したとおり、ドライウェル５で配管破断事故が発生した場合、破断口から流出する水蒸気はベント管１１を通ってサプレッションプール８で凝縮される。同様に原子炉圧力容器３や主蒸気管４の圧力が高くなった場合も、水蒸気をサプレッションプール８に放出し、原子炉圧力容器３や主蒸気管４の圧力を下げる。

またそれと共に、放出した水蒸気をサプレッションプール８で凝縮することで原子炉格納容器１の圧力上昇を緩和する。そのための装置として、ＡＢＷＲでは、原子炉格納容器１内のドライウェル５の領域に主蒸気逃し安全弁６が設置されている。

主蒸気逃し安全弁６を通して放出された水蒸気は、主蒸気逃し安全弁排気管９を通って、最終的にクエンチャ１０からサプレッションプール８内に放出され、サプレッションプール８のプール水により凝縮される。水蒸気をサプレッションプール８で凝縮して液体の水にすることで水蒸気の体積が大幅に減少し、原子炉格納容器１の圧力上昇を抑制することができる。また、水蒸気に放射性物質が含まれている場合、凝縮の際にサプレッションプール８水のスクラビング効果により大半の放射性物質が除去される。

このように、サプレッションプール８で水蒸気を凝縮し、サプレッションプール８内のプール水を残留熱除去系（図示省略）で冷却することで、原子炉格納容器１の温度上昇と圧力上昇を防止し、事故を収束させることができる。

しかし、非常に低い可能性ではあるが、残留熱除去系が機能を喪失した場合、サプレッションプール８のプール水の温度が上昇する。プール水の温度が上昇することに伴い、原子炉格納容器１内の水蒸気の分圧はプール水の温度の飽和水蒸気圧まで上昇するため、原子炉格納容器１の圧力が上昇する。

このような圧力上昇が起きた場合、原子炉格納容器１内に冷却水をスプレイすることで圧力上昇を抑えることができる。またこのスプレイは外部から消防ポンプなどを接続して作動させることも可能である。

しかし、更に非常に低い可能性ではあるが、このスプレイも作動しない場合、原子炉格納容器１の圧力は上昇する。このような原子炉格納容器１の圧力上昇が起きた場合、原子炉格納容器１内の気体を外部に放出することで原子炉格納容器１の圧力上昇を抑えることができる。この操作のことをベント操作と呼ぶ。

図１に示すようなＡＢＷＲでは、このベント操作をウェットウェル７内の気体を放出することにより行うことでサプレッションプール８の水で最大限放射性物質を除去し、外部へ気体を放出することができる。

このベント操作をする上で、外部放出する原子炉格納容器１内の気体から更に放射性物質を取り除く装置として、原子炉格納容器ベント装置１０１がある。

図１および図２に示すように、原子炉格納容器ベント装置１０１は、主に、ベント配管１３、隔離弁１４、配管２０、ラプチャディスク２８、フィルタベント装置起動弁２７、フィルタベント装置１５、希ガスフィルタユニット２３、ブロワ２５、戻り配管２４、逆止弁２６、排気塔２２、配管３１等から構成される。

ベント配管１３は、原子炉格納容器１のドライウェル５とウェットウェル７の気相７ａに接続されている。このベント配管１３には、隔離弁１４、一定以上の圧力で開くフィルタベント装置起動弁２７、およびフィルタベント装置起動弁２７をバイパスするラプチャディスク２８が配設されている。

通常は、ドライウェル５側の隔離弁１４ｂは閉じておくとともにウェットウェル７側の隔離弁１４ａは常に開いておく。そして有事には、隔離弁１４ｂおよびフィルタベント装置起動弁２７を開き、一旦開いた後は開状態を維持する。ウェットウェル７側の隔離弁１４ａを開いておくことで、サプレッションプールの水で放出ガスをスクラビングすることで大半の放射性物質を除去することができる。これは沸騰水型原子炉の安全上の特徴である。

フィルタベント装置起動弁２７が何らかの原因で開かなかった場合、フィルタベント装置起動弁２７をバイパスするラプチャディスク２８が、フィルタベント装置起動弁２７を起動させる圧力以上、かつ原子炉格納容器１の耐圧以下で受動的に開くように設定しておくことで原子炉格納容器１の減圧を適切に実施できる。なおこのラプチャディスク２８の部分には、爆破弁やその他のバルブを用いることができる。

ベント配管１３のドライウェル５等側とは反対側の端部は、図１中一点鎖線内の機器で構成される、湿式のフィルタベント装置１５を構成するフィルタベント容器１６の入口配管１７に接続されている。この入口配管１７の先端側は、フィルタベント容器１６内に開口している。

フィルタベント容器１６内の下部側には、スクラビング用のプール水１８が貯留されている。フィルタベント容器１６の上部側には金網状の金属フィルタ１９が設置されている。この金属フィルタ１９には、フィルタベント容器１６の出口となる配管２０の一端が接続されている。配管２０の他端は遮蔽壁２１を貫通して遮蔽壁２１外に導出されている。そして最終的に排気塔２２への配管３１を通り排気塔２２から外部に気体を排出する。

図１に「（１）エアロゾル状放射性物質、（２）放射性希ガス、（３）水蒸気、（４）水素、（５）窒素、その他気体」として示す各種放射性物質や水蒸気、水素などを含んだ放出ガスは、ベント配管１３および入口配管１７を介してフィルタベント装置１５に入ると、スクラビング用プール水１８で更にスクラビングされることで、主に（１）のエアロゾル状の放射性物質のほとんどが除去される。更に金属フィルタ１９や、よう素フィルタ３８により、よう素などの気体状の放射性物質が除去される。

フィルタベント装置１５によりエアロゾル状放射性物質は除去されるが、（２）の放射性希ガスは反応性が乏しいため、一般的な構成のフィルタベント装置１５では除去できない。

このような放射性希ガスを含んだ気体をそのまま排気塔２２から排出することを抑制するために、本発明の実施例１に関わる原子炉格納容器ベント装置１０１では、ベント配管１３上のうち、フィルタベント装置１５の後段側の配管２０上に希ガスフィルタユニット２３を設置する。そして、この希ガスフィルタユニット２３で放射性希ガスを閉じ込めると共に、この希ガスフィルタユニット２３に水蒸気を透過することができるフィルタ材を用いることで水蒸気を外部に放出し、原子炉格納容器１の圧力を下げる。

ここで、この希ガスフィルタユニット２３は、原子炉格納容器１内やベント配管１３上のどの位置に置いても放射性希ガスを除去できるが、図１等に示すように、フィルタベント装置１５の下流に置くことが望ましい。

上述のフィルタ材を利用した希ガスフィルタユニット２３では、水蒸気および水素を透過し、放射性希ガスを透過しないものとする。これにより、図１に示すように、排気塔２２側へ流れる気体から（２）の放射性希ガスや（５）の窒素などの気体を除去し、原子炉格納容器１の加圧の原因となる（３）の水蒸気と（４）の水素のみを排気塔２２へ放出することができる。

ここで、時間の経過と共に希ガスフィルタユニット２３部には透過しない放射性希ガスが溜まり、これら気体の分圧が高まることで、水蒸気と水素の透過量が低下し、原子炉格納容器１の圧力を下げる機能が低下する。そこで、希ガスフィルタユニット２３部と原子炉格納容器１とを戻り配管２４で接続し、戻り配管２４のライン上に設置したブロワ２５により透過しない（２），（５）の各種気体を原子炉格納容器１に戻すことで、希ガスフィルタユニット２３の水蒸気透過性能を維持することが望ましい。

また、戻り配管２４ライン上に逆止弁２６を設置することで、原子炉格納容器１からフィルタベント装置１５を通らずに希ガスフィルタユニット２３に放射性物質を含む気体が逆流するのを防止することができる。

次に本実施例１の希ガスフィルタユニット２３の構造の詳細について図２を用いて説明する。

図２に示すように、希ガスフィルタユニット２３は、各々が複数設けられている、希ガス除去膜入口配管３２、希ガス除去膜開閉弁３３、膜ユニット３４、不透過ガス排出配管３５、水蒸気排出配管３６で構成される。

図２に示す形態では、フィルタベント装置１５の配管２０を複数に分岐させ、それぞれを希ガス除去膜入口配管３２ａ，３２ｂ，３２ｃ，３２ｄ，…と接続する。そしてその希ガス除去膜入口配管３２上に希ガス除去膜開閉弁３３ａ，３３ｂ，３３ｃ，３３ｄ，…を配置する。

希ガス除去膜開閉弁３３ａ，３３ｂ，３３ｃ，３３ｄ，…は、希ガス除去膜入口配管３２ａ，３２ｂ，３２ｃ，３２ｄ，…側が一定以上の圧力となれば開き、一定圧力未満となれば閉まる構成としてる。

希ガス除去膜入口配管３２ａ，３２ｂ，３２ｃ，３２ｄ，…は、各々対応する希ガス除去膜開閉弁３３ａ，３３ｂ，３３ｃ，３３ｄ，…を介して膜ユニット３４ａ，３４ｂ，３４ｃ，３４ｄ，…と接続する。

膜ユニット３４ａ，３４ｂ，３４ｃ，３４ｄ，…で放射性希ガスを除去された水蒸気は水蒸気排出配管３６ａ，３６ｂ，３６ｃ，３６ｄ，…を介して、排気塔２２への配管３１を通って排気塔２２から外部に放出される。

膜ユニット３４ａ，３４ｂ，３４ｃ，３４ｄ，…を透過しない（２）の放射性希ガスや（５）の窒素などの気体は不透過ガス排出配管３５ａ，３５ｂ，３５ｃ，３５ｄ，…、および戻り配管２４を通って原子炉格納容器１に戻される。

次に希ガスフィルタユニット２３の動作について説明する。

フィルタベント装置起動弁２７およびラプチャディスク２８が開く圧力をＰｉｎ、希ガス除去膜開閉弁３３ａの開閉する圧力をＰａ、希ガス除去膜開閉弁３３ｂの開閉する圧力をＰｂ、希ガス除去膜開閉弁３３ｃの開閉する圧力をＰｃ、希ガス除去膜開閉弁３３ｄの開閉する圧力をＰｄとする。

ここでは、ａからｄまで４ラインに分岐させた場合について説明するが、分岐させる数は４よりも多くても少なくても良い。

希ガス除去膜開閉弁３３ａ，３３ｂ，３３ｃ，３３ｄのように圧力に応じて開閉する弁には、例えばバネ式の安全弁などがあり、動力無しで圧力のみで開閉することができる。

また、希ガス除去膜開閉弁３３ａ，３３ｂ，３３ｃ，３３ｄの開弁圧力がそれぞれ異なる圧力に設定される。特には、本実施例では、ＰａからＰｄまでの圧力の関係をＰｉｎ＞Ｐａ＞Ｐｂ＞Ｐｃ＞Ｐｄと設定する。

原子炉格納容器１の閉じ込め機能を維持するため、原子炉格納容器１の圧力がＰｉｎに到達すると、フィルタベント装置起動弁２７もしくはラプチャディスク２８が開き、ベントが開始される。

崩壊熱が大きく放出する必要のある水蒸気量が多いベント開始時は、Ｐｉｎ＞Ｐａのために全ての希ガス除去膜開閉弁３３ａ，３３ｂ，３３ｃ，３３ｄが開き、全ての膜ユニット３４ａ，３４ｂ，３４ｃ，３４ｄを使って（２）の放射性希ガスを除去しつつ、外部へ（３）の水蒸気や（４）の水素を放出する。

その後、崩壊熱が低下すると水蒸気発生量が低下するため、外部に放出する必要がある水蒸気量も低下し、原子炉格納容器１の圧力が低下する。この際、圧力がＰａを下回ると、希ガス除去膜開閉弁３３ａのみが閉まる。

これにより、４つの膜ユニット３４ａ，３４ｂ，３４ｃ，３４ｄのうち１つの膜ユニット３４ａが閉止され、残り３つの膜ユニット３４ｂ，３４ｃ，３４ｄでベントを行う。

原子炉格納容器１の圧力低下に応じて、順次、希ガス除去膜開閉弁３３ａ，３３ｂ，３３ｃ，３３ｄの順で弁が閉まり、原子炉格納容器１の圧力に対して必要な数の膜ユニット３４ａ，３４ｂ，３４ｃ，３４ｄのみでベントされる。

次いで、図３および図４を用いて膜ユニット３４ａ，３４ｂ，３４ｃ，３４ｄ，…の構成について説明する。なお、図３などでは膜ユニット３４ａを代表して説明するが、他の膜ユニット３４ｂ，３４ｃ，３４ｄも同様の構成とする。

膜ユニット３４ａは、図３に示すように、円筒状の外套３４ａ１１の上流側および下流側をシール部３４ａ１２により封止されている中空糸膜３４ａ１３が周方向に複数配置される構造となっている。

中空糸膜３４ａ１３は、図４に示すように円筒状の形状をしており、水蒸気を透過する必要があるのに対し、放射性希ガスは透過させたくない、との特性が望まれるものとなっている。

ここで、透過するべき水蒸気は極性が大きく、透過させたくない放射性希ガスは単原子分子のため極性が無い。高分子系の膜は極性が大きい分子ほど透過量が大きくなる特性があるため、高分子系の膜を膜ユニット３４の膜材料として用いることで、水蒸気を放出しつつ放射性希ガスを閉じ込めることができる。このような高分子系の膜として例えばポリイミド膜やポリスルホン、ポリエーテルエーテルケトンなどがある。

また、透過するべき水蒸気は分子径が０．３ｎｍ以下と小さく、透過させない放射性希ガス（主にクリプトンやキセノン）はそれよりもかなり大きい。そこで分子径が小さい水蒸気を選択的に透過するには分子ふるいで分離できる膜を利用することが考えられる。このような用途に最適なフィルタ材として、シリカや窒化ケイ素を主成分としたセラミック膜、炭素を主成分とした酸化グラフェン膜、ゼオライト膜等の分子ふるいにより分離が可能な膜を用いることができる。

次に、本実施例の効果について説明する。

上述した本発明の実施例１の原子炉格納容器１内の気体を外部に排出し、原子炉格納容器１を減圧する原子炉格納容器ベント装置１０１は、気体を外部に排出するベント配管１３上に設けられており、一定以上の圧力で開くフィルタベント装置起動弁２７と、ベント配管１３のうち、フィルタベント装置起動弁２７の下流側に接続されている配管２０と、配管２０上に複数設けられている希ガス除去膜開閉弁３３と、希ガス除去膜開閉弁３３の各々の下流側に対応して設けられている複数の膜ユニット３４と、を備え、希ガス除去膜開閉弁３３の開弁圧力がそれぞれ異なる圧力に設定されている。

上述のように、外部に漏えいする放射性希ガスの量は膜面積に比例する、すなわち膜ユニット３４の数に比例する。そこで、膜ユニット３４ａ，３４ｂ，３４ｃ，３４ｄと対になった希ガス除去膜開閉弁３３ａ，３３ｂ，３３ｃ，３３ｄの開閉圧力をそれぞれ変えることで、大量の水蒸気の排出が必要なベント開始時には多くの膜面積を利用して、原子炉格納容器１の圧力の低下とともに膜面積を受動的に減らすことができる。したがって、原子炉格納容器１の圧力に応じた必要な数の膜ユニット３４ａ，３４ｂ，３４ｃ，３４ｄでベントすることができるため、継続的に原子炉格納容器１内の水蒸気を系外に放出しつつ、外部へ漏えいする放射性希ガスの量を最低限とすることができる。

また、その後万が一水蒸気発生量が増えた場合は閉じた希ガス除去膜開閉弁３３ａ，３３ｂ，３３ｃ，３３ｄが閉じた際とは逆の順番で再び開くため、原子炉格納容器１を適切に減圧することができる、との効果も得られる。

また、膜ユニット３４ａ，３４ｂ，３４ｃ，３４ｄが有する膜は、放射性希ガスを透過せず、水蒸気を透過するものである、特には、膜が、高分子膜、セラミック膜、シリカ膜、炭素膜のうち少なくともいずれかである、あるいは高分子膜を構成するフィルタ材が、ポリイミド、ポリスルホン、ポリエーテルエーテルケトンのうち少なくともいずれかを主成分とする、セラミック膜を構成するフィルタ材が、シリカ、あるいは窒化ケイ素を主成分とするため、希ガスフィルタユニット２３において最も求められる特性を最大限に満たした特性の膜とすることができる。

更に、湿式のフィルタベント装置１５を更に備え、膜ユニット３４ａ，３４ｂ，３４ｃ，３４ｄは、ベント配管１３上のうち、フィルタベント装置１５の後段側に設けられていることにより、前段のフィルタベント装置１５によって予め多くの放射性物質が除去されるため、希ガスフィルタユニット２３にエアロゾル状の放射性物質が付着することによるフィルタ性能の劣化の防止や、事故時に発生する可能性のある溶融燃料からの影響に晒されることを防止することができ、原子炉格納容器ベント装置１０１の信頼性を更に向上させることができる。

なお、希ガスフィルタユニット２３の配置関係は、図２に示す形態に限られない。

例えば、図５に示す希ガスフィルタユニット２３Ａのように、フィルタベント装置１５の配管２０に、最も開弁圧力が低圧に設定されている希ガス除去膜開閉弁３３ｄが設けられる希ガス除去膜入口配管３２ｄ１のみを接続する。その上で、希ガス除去膜開閉弁３３ｄの下流側で希ガス除去膜入口配管３２ｄ１を膜ユニット３４ｄに接続される部分から分岐させて希ガス除去膜入口配管３２ｃ１と接続する。

また、希ガス除去膜入口配管３２ｃ１の下流側には、開弁圧力が希ガス除去膜開閉弁３３ｄより高圧に設定されている希ガス除去膜開閉弁３３ｃを設けるとともに、その下流側で膜ユニット３４ｃ方面に向かう配管を分岐させて希ガス除去膜入口配管３２ｂ１と接続する。

更に、希ガス除去膜入口配管３２ｂ１の下流側には、開弁圧力が希ガス除去膜開閉弁３３ｃより高圧に設定されている希ガス除去膜開閉弁３３ｂを設けるとともに、その下流側で膜ユニット３４ｂ方面に向かう配管を分岐させて希ガス除去膜入口配管３２ａ１と接続する。このような接続を、設ける膜ユニット３４の数だけ繰り返す。

このような、開弁圧力がステップラダートーナメント方式の形態とすることも可能である。

＜実施例２＞
上述の目的を達成するために好適な実施例の一つである本発明の実施例２の原子炉格納容器ベント装置および原子力発電プラントについて図６を用いて説明する。図６は本実施例２に係る原子炉格納容器ベント装置のフィルタユニットの構成を示す図である。

実施例２においても、フィルタベント装置１５や希ガスフィルタユニット２３Ｂの配置関係は実施例１と同様であり、ここでは実施例１との違いのみを説明する。

図６に示す本実施例の希ガスフィルタユニット２３Ｂでは、開弁圧力の高い希ガス除去膜開閉弁３３ａ，３３ｂ，３３ｃ，３３ｄの下流側に設けられている膜ユニット３４ａ２，３４ｂ，３４ｃ，３４ｄほど、その膜面積が大きいものとなっている。

上述のように、事故時の崩壊熱は指数関数的に低下し、発生する水蒸気量も指数関数的に低下する。そのため、外部に放出する必要のある水蒸気量も指数関数的に低下する。

そこで、最も開弁圧力の高い希ガス除去膜開閉弁３３ａに対応する膜ユニット３４ａ２の膜面積を最も大きくし、膜ユニット３４ｂ２、膜ユニット３４ｃ２、膜ユニット３４ｄ２と順番に膜面積を小さくする。

ここで、本実施例において膜ユニット３４ａ２，３４ｂ２，３４ｃ２，３４ｄ２の「面積」を変えるためは、例えば図３および図４に示した中空糸膜３４ａ１３の長さを変える形態であってもよいし、中空糸膜３４ａ１３の周方向への配置数を変える形態であってもよく、特に限定されるものではない。

本発明の実施例２の原子炉格納容器ベント装置および原子力発電プラントにおいても、前述した実施例１の原子炉格納容器ベント装置および原子力発電プラントとほぼ同様な効果が得られる。

また、開弁圧力の高い希ガス除去膜開閉弁３３ａ，３３ｂ，３３ｃ，３３ｄの下流側に設けられている膜ユニット３４ａ２，３４ｂ，３４ｃ，３４ｄほど、その膜面積が大きいことにより、高圧で開くラインのフィルタ容量や径を太くすることができ、初期の減圧をスムーズに行うことができる。すなわち、最初の減圧に要する時間を減じて、容量が大きいフィルタのラインが開いている時間を減らすことができる。このため、外部への希ガス漏えい量を実施例１に比べてより減じることができる、との効果が得られる。

なお、本実施例では、すべての膜ユニットの面積を変える場合について説明したが、面積は少なくとも２サイズ以上であればよく、その数は特に限定されない。

＜実施例３＞
上述の目的を達成するために好適な実施例の一つである本発明の実施例３の原子炉格納容器ベント装置および原子力発電プラントについて図７を用いて説明する。図７は本実施例３に係る原子炉格納容器ベント装置のフィルタユニットの構成を示す図である。

実施例３においても、フィルタベント装置１５や希ガスフィルタユニット２３Ｃの配置構成は実施例１と同様であり、ここでは実施例１との違いのみを説明する。

図７に示す本実施例の希ガスフィルタユニット２３Ｃでは、開弁圧力の高い希ガス除去膜開閉弁３３ａ，３３ｃ，３３ｄの下流側に設けられている膜ユニット３４ａ，３４ｃ，３４ｄほど設置数が多い。これにより、開弁圧力の高い希ガス除去膜開閉弁３３ａ，３３ｃ，３３ｄの下流側に設けられている膜ユニット３４ａ，３４ｃ，３４ｄほど、その膜面積が大きくなるように構成されている。

実施例２では、膜ユニット３４ａ２の膜面積を大きくしていたが、実施例３においては希ガス除去膜開閉弁３３ａの下流側で希ガス除去膜入口配管３２ａ３を分岐させて希ガス除去膜開閉弁３３ａと接続する膜ユニット３４ａの個数を２つとすることで、最も圧力が高い状態のみで利用される膜面積を増加させる。ここでは膜ユニットを２個利用する場合を例としたが、３個以上でも良い。

その他の構成・動作は前述した実施例１の原子炉格納容器ベント装置および原子力発電プラントと略同じ構成・動作であり、詳細は省略する。

本発明の実施例３の原子炉格納容器ベント装置および原子力発電プラントにおいても、前述した実施例１の原子炉格納容器ベント装置および原子力発電プラントとほぼ同様な効果が得られる。

また、開弁圧力の高い希ガス除去膜開閉弁３３ａ，３３ｃ，３３ｄの下流側に設けられている膜ユニット３４ａ，３４ｃ，３４ｄほど、設置数が多いことによって、実施例２と同様の効果が得られる。

なお、本実施例では、設ける膜ユニット３４ａ，３４ｃ，３４ｄの使用は同一である場合について説明したが、仕様は同一である必要はなく、実施例２のように、開弁圧力の高い希ガス除去膜開閉弁３３ａ，３３ｃ，３３ｄの下流側に設けられている膜ユニット３４ａ，３４ｃ，３４ｄほど、その膜面積を大きくすることができる。この場合、より効果的に初期減圧を図ることができる。また、同一の使用の場合は、用いる膜ユニットの構成を同一とすることによるコスト低減のメリットが得られる。

また、実施例１の図３に示す他の形態においても、最も開弁圧力の高い希ガス除去膜開閉弁３３と膜ユニット３４との組の設置数を増やす形態とすることも可能である。

＜実施例４＞
上述の目的を達成するために好適な実施例の一つである本発明の実施例４の原子炉格納容器ベント装置および原子力発電プラントについて図８を用いて説明する。図８は本実施例４に係る原子炉格納容器ベント装置のフィルタユニットの構成を示す図である。

本実施例４においても、フィルタベント装置１５や希ガスフィルタユニット２３Ｄの配置構成は実施例１と同様であり、ここでは実施例１との違いのみを説明する。

図８に示す本実施例の希ガスフィルタユニット２３Ｄでは、膜ユニット３４ｂから排気塔２２へ繋がる水蒸気排出配管３６ｂ上に膜ユニット出口切り替え弁３９ｂが、膜ユニット３４ｃから排気塔２２へ繋がる水蒸気排出配管３６ｃ上に膜ユニット出口切り替え弁３９ｃが、それぞれ設けられている。

膜ユニット出口切り替え弁３９ｂは、膜ユニット３４ｂ、および排気塔２２に２か所の開口が接続されている。残りの１か所の開口は、当該膜ユニット出口切り替え弁３９ｂが設けられている水蒸気排出配管３６ｂ上の膜ユニット３４ｂの前段の希ガス除去膜開閉弁３３ｂより高圧で閉じる希ガス除去膜開閉弁３３ａに対応する膜ユニット３４ａの上流側に接続されている再フィルタリング管４０ｂに接続されている。

同様に、膜ユニット出口切り替え弁３９ｃは、膜ユニット３４ｃ、および排気塔２２に２か所の開口が接続されている。残りの１か所の開口は、当該膜ユニット出口切り替え弁３９ｃが設けられている水蒸気排出配管３６ｃ上の膜ユニット３４ｃの前段の希ガス除去膜開閉弁３３ｃより高圧で閉じる希ガス除去膜開閉弁３３ｂに対応する膜ユニット３４ｂの上流側に接続されている再フィルタリング管４０ｃに接続されている。

膜ユニット出口切り替え弁３９ｂは、初期状態では、膜ユニット３４ｂと排気塔２２とを接続しており、圧力が切り替え圧力Ｐ’ｂ以下となった場合に、排気塔２２への配管側を閉じ、膜ユニット３４ｂと再フィルタリング管４０ｂとを接続するように設定されている。

また、膜ユニット出口切り替え弁３９ｃは、初期状態では、膜ユニット３４ｃと排気塔２２とを接続しており、圧力が切り替え圧力Ｐ’ｃ以下となった場合に、排気塔２２への配管側を閉じ、膜ユニット３４ｃと再フィルタリング管４０ｃとを接続するように設定されている。

これら膜ユニット出口切り替え弁３９ｂ，３９ｃの設定圧力の関係は、Ｐｉｎ＞Ｐａ＞Ｐ’ｂ＞Ｐｂ＞Ｐ’ｃ＞Ｐｃ＞Ｐｄの関係を満たすものとする。

従って、原子炉格納容器１の圧力が低下して圧力がＰｂ以上Ｐ’ｂ以下になった場合、膜ユニット出口切り替え弁３９ｂが切り替わることで、膜ユニット３４ｂで一回希ガスが除去された水蒸気は、希ガス除去膜開閉弁３３ａが閉止され使用されなくなった膜ユニット３４ａに再度供給された後に排気塔２２へ向かう。

また、原子炉格納容器１の圧力が低下して圧力がＰｃ以上Ｐ’ｃ以下になった場合、膜ユニット出口切り替え弁３９ｃが切り替わることで、膜ユニット３４ｃで一回希ガスが除去された水蒸気が希ガス除去膜開閉弁３３ｂが閉止され使用されなくなった膜ユニット３４ｂや膜ユニット３４ａに再度供給された後に排気塔２２へ向かう。

その他の構成・動作は前述した実施例１の原子炉格納容器ベント装置および原子力発電プラントと略同じ構成・動作であり、詳細は省略する。

本発明の実施例４の原子炉格納容器ベント装置および原子力発電プラントにおいても、前述した実施例１の原子炉格納容器ベント装置および原子力発電プラントとほぼ同様な効果が得られる。

また、膜ユニット３４ｂ，３４ｃから排気塔２２へ繋がる水蒸気排出配管３６ｂ，３６ｃ上に設けられている膜ユニット出口切り替え弁３９ｂ，３９ｃを更に備え、膜ユニット出口切り替え弁３９ｂ，３９ｃは、膜ユニット３４ｂ，３４ｃと、排気塔２２と、当該膜ユニット出口切り替え弁３９ｂ，３９ｃが設けられている配管上の膜ユニット３４ｂ，３４ｃの前段の希ガス除去膜開閉弁３３ｂ，３３ｃより高圧で閉じる希ガス除去膜開閉弁３３ａ，３３ｂに対応する膜ユニット３４ａ，３４ｂの上流側と、に接続されていることにより、事故晩期に使われなくなった膜ユニットを利用して複数回に渡って放射性希ガスを除去できるため、放射性希ガスを更に除去することができる。

なお、再フィルタリング管４０ｂ，４０ｃ，…がその直上の圧力で開弁・閉弁する希ガス除去膜開閉弁３３ａ，３３ｂに対応する膜ユニット３４ａ，３４ｂに接続される場合について説明したが、より高圧時において開弁・閉弁する希ガス除去膜開閉弁３３に対応する膜ユニット３４に接続する形態とすることができる。

＜実施例５＞
上述の目的を達成するために好適な実施例の一つである本発明の実施例５の原子炉格納容器ベント装置および原子力発電プラントについて図９を用いて説明する。図９は本実施例５に係る原子炉格納容器ベント装置とそれを備えた原子力発電プラントの概略構成を示す図である。

図９に示す本実施例の原子力発電プラント１００Ｅの原子炉格納容器ベント装置１０１Ｅは、湿式ではなく、乾式のフィルタベント装置１５Ｅを備えている。

フィルタベント装置は一般に湿式と乾式のフィルタベント装置があり、実施例１のように容器内のスクラビング用プール水１８でエアロゾルを除去するものが湿式のベント装置である。

一方、本実施例のフィルタベント装置１５Ｅはベント配管１３上のうち、フィルタベント装置１５Ｅの後段側に設けられている点は同じであるが、フィルタベント容器１６の中に放射性物質除去用の砂フィルタ９２が敷き詰められている。更に、ベント配管１３からのガスが砂フィルタ９２の上面に万遍なく供給されるように、ベント配管１３と砂フィルタ９２の上面との間には、邪魔板９３が設けられている。

本実施例では、この砂フィルタ９２により（１）のエアロゾル状の放射性物質を除去する。これは乾式のベント装置であり、湿式と比較してスクラビング用プール水１８の水質の管理などは必要ないが、事故時にこの装置を加熱する必要がある。

このフィルタベント装置１５Ｅでも放射性希ガスは除去できないため、本発明の希ガスフィルタユニット２３が必要であり、それらの構成は実施例１と同じである。なお、実施例１のその他の形態の希ガスフィルタユニット２３Ａや、実施例２乃至実施例４のいずれかの希ガスフィルタユニット２３Ｂ，２３Ｃ，２３Ｄのいずれかを用いることができる。

その他の構成・動作は前述した実施例１の原子炉格納容器ベント装置および原子力発電プラントと略同じ構成・動作であり、詳細は省略する。

本発明の実施例５の原子炉格納容器ベント装置および原子力発電プラントにおいても、前述した実施例１の原子炉格納容器ベント装置および原子力発電プラントとほぼ同様な効果が得られる。

＜実施例６＞
上述の目的を達成するために好適な実施例の一つである本発明の実施例６の原子炉格納容器ベント装置および原子力発電プラントについて図１０を用いて説明する。図１０は本実施例６に係る原子炉格納容器ベント装置とそれを備えた原子力発電プラントの概略構成を示す図である。

図１０に示す本実施例の原子力発電プラント１００Ｆは、原子炉格納容器ベント装置１０１Ｆを備える原子炉が、加圧水型原子炉の場合の形態である。

図１０に示すような加圧水型原子炉の場合、原子炉格納容器１Ａの内部には、炉心２Ａを内包する原子炉圧力容器３Ａ、加圧器９５、蒸気発生器９６および再循環ポンプ９７が設置されている。蒸気発生器９６には、発生した蒸気をタービン（図示省略）に送る主蒸気管４Ａが接続されている。

また、ベント配管１３及び戻り配管２４は、仕切られていない原子炉格納容器１Ａに接続されている。

実施例１等で説明した沸騰水型原子炉とは異なり、加圧水型原子炉では、原子炉格納容器１Ａの圧力上昇を抑えるためのウェットウェル７及びサプレッションプール８を有していない。このため、サプレッションプール８によるスクラビングによる放射性物質の除去は期待できない。

その他の構成に関しては実施例１と同様である。なお、実施例１のその他の形態や実施例２乃至実施例４のような希ガスフィルタユニット２３Ａ，２３Ｂ，２３Ｃ，２３Ｄのいずれかを用いても構わない。また実施例５のように乾式のフィルタベント装置１５Ｅを用いても構わない。

その他の構成・動作は前述した実施例１の原子炉格納容器ベント装置および原子力発電プラントと略同じ構成・動作であり、詳細は省略する。

本発明の実施例６の原子炉格納容器ベント装置および原子力発電プラントにおいても、前述した実施例１の原子炉格納容器ベント装置および原子力発電プラントとほぼ同様な効果が得られる。

＜その他＞
なお、本発明は、上記の実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。上記の実施例は本発明を分かりやすく説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。

また、ある実施例の構成の一部を他の実施例の構成に置き換えることも可能であり、また、ある実施例の構成に他の実施例の構成を加えることも可能である。また、各実施例の構成の一部について、他の構成の追加・削除・置換をすることも可能である。

例えば、実施例１乃至実施例６では、原子炉格納容器ベント装置を軽水炉（沸騰水型原子炉、加圧水型原子炉）に適用した場合について説明したが、本発明の原子炉格納容器ベント装置は、重水炉や黒鉛炉、ガス炉に適用することができる。また、いわゆる第４世代原子炉と呼ばれる高温ガス炉、超臨界圧軽水冷却炉、溶融塩炉、ガス冷却高速炉、ナトリウム冷却高速炉、鉛冷却高速炉などの他炉型にも適用することができる。

１，１Ａ…原子炉格納容器
２，２Ａ…炉心
３，３Ａ…原子炉圧力容器
４…主蒸気管
４Ａ…主蒸気管
５…ドライウェル
６…主蒸気逃し安全弁
７…ウェットウェル
７ａ…気相
８…サプレッションプール
９…主蒸気逃し安全弁排気管
１０…クエンチャ
１１…ベント管
１１ａ…ベント管排気部
１２…ダイヤフラムフロア
１３…ベント配管
１４…隔離弁
１４ａ…ウェットウェル側隔離弁
１４ｂ…ドライウェル側隔離弁
１５，１５Ｅ…フィルタベント装置（放射性物質除去装置）
１６…フィルタベント容器
１７…フィルタベント入口配管
１８…スクラビング用プール水
１９…金属フィルタ
２０…配管（入口配管）
２１…遮蔽壁
２２…排気塔
２３，２３Ａ，２３Ｂ，２３Ｃ，２３Ｄ…希ガスフィルタユニット
２４…戻り配管
２５…ブロワ
２６…逆止弁
２７…フィルタベント装置起動弁
２８…ラプチャディスク
３１…排気塔への配管
３２，３２ａ，３２ａ１，３２ａ３，３２ｂ，３２ｂ１，３２ｃ，３２ｃ１，３２ｄ，３２ｄ１…希ガス除去膜入口配管
３３，３３ａ，３３ｂ，３３ｃ，３３ｄ…希ガス除去膜開閉弁
３４，３４ａ，３４ａ２，３４ｂ，３４ｂ２，３４ｃ，３４ｃ２，３４ｄ，３４ｄ２…膜ユニット
３４ａ１１…外套
３４ａ１２…シール部
３４ａ１３…中空糸膜
３５，３５ａ，３５ｂ，３５ｃ，３５ｄ…不透過ガス排出配管
３６，３６ａ，３６ｂ，３６ｃ，３６ｄ…水蒸気排出配管
３８…よう素フィルタ
３９ｂ，３９ｃ…膜ユニット出口切り替え弁（三方弁）
４０ｂ，４０ｃ…再フィルタリング管
９２…放射性物質除去用の砂フィルタ
９３…邪魔板
９５…加圧器
９６…蒸気発生器
９７…再循環ポンプ
１００，１００Ｅ，１００Ｆ…原子力発電プラント
１０１，１０１Ｅ，１０１Ｆ…原子炉格納容器ベント装置

Claims (13)

1. 原子炉格納容器内の気体を外部に排出し、原子炉格納容器を減圧する原子炉格納容器ベント装置であって、
   前記気体を外部に排出するベント配管上に設けられており、一定以上の圧力で開く弁と、
   前記ベント配管のうち、前記弁の下流側に接続されている入口配管と、
   前記入口配管上に複数設けられている開閉弁と、
   前記開閉弁の各々の下流側に対応して設けられている複数の膜ユニットと、を備え、
   前記開閉弁の開弁圧力がそれぞれ異なる圧力に設定されている
   ことを特徴とする原子炉格納容器ベント装置。
2. 請求項１に記載の原子炉格納容器ベント装置において、
   開弁圧力の高い前記開閉弁の下流側に設けられている前記膜ユニットほど、その膜面積が大きい
   ことを特徴とする原子炉格納容器ベント装置。
3. 請求項１に記載の原子炉格納容器ベント装置において、
   開弁圧力の高い前記開閉弁の下流側に設けられている前記膜ユニットほど、設置数が多い
   ことを特徴とする原子炉格納容器ベント装置。
4. 請求項１に記載の原子炉格納容器ベント装置において、
   前記膜ユニットから排気塔へ繋がる配管上に設けられている三方弁を更に備え、
   前記三方弁は、前記膜ユニットと、前記排気塔と、当該三方弁が設けられている配管上の前記膜ユニットの前段の前記開閉弁より高圧で閉じる開閉弁に対応する前記膜ユニットの上流側と、に接続されている
   ことを特徴とする原子炉格納容器ベント装置。
5. 請求項１乃至４のいずれか１項に記載の原子炉格納容器ベント装置において、
   前記膜ユニットが有する膜は、放射性希ガスを透過せず、水蒸気を透過するものである
   ことを特徴とする原子炉格納容器ベント装置。
6. 請求項５に記載の原子炉格納容器ベント装置において、
   前記膜が、高分子膜、セラミック膜、シリカ膜、炭素膜のうち少なくともいずれかである
   ことを特徴とする原子炉格納容器ベント装置。
7. 請求項６に記載の原子炉格納容器ベント装置において、
   前記高分子膜を構成するフィルタ材が、ポリイミド、ポリスルホン、ポリエーテルエーテルケトンのうち少なくともいずれかを主成分とする
   ことを特徴とする原子炉格納容器ベント装置。
8. 請求項６に記載の原子炉格納容器ベント装置において、
   前記セラミック膜を構成するフィルタ材が、シリカ、あるいは窒化ケイ素を主成分とする
   ことを特徴とする原子炉格納容器ベント装置。
9. 請求項１に記載の原子炉格納容器ベント装置において、
   湿式、あるいは乾式の放射性物質除去装置を更に備え、
   前記膜ユニットは、前記ベント配管上のうち、前記放射性物質除去装置の後段側に設けられている
   ことを特徴とする原子炉格納容器ベント装置。
10. 請求項１に記載の原子炉格納容器ベント装置において、
    前記原子炉格納容器ベント装置を備える原子炉が、沸騰水型原子炉である
    ことを特徴とする原子炉格納容器ベント装置。
11. 請求項１に記載の原子炉格納容器ベント装置において、
    前記原子炉格納容器ベント装置を備える原子炉が、加圧水型原子炉である
    ことを特徴とする原子炉格納容器ベント装置。
12. 請求項１に記載の原子炉格納容器ベント装置において、
    前記原子炉格納容器ベント装置を備える原子炉が、重水炉、黒鉛炉、ガス炉、高温ガス炉、超臨界圧軽水冷却炉、溶融塩炉、ガス冷却高速炉、ナトリウム冷却高速炉、鉛冷却高速炉のうちいずれかである
    ことを特徴とする原子炉格納容器ベント装置。
13. 請求項１に記載の原子炉格納容器ベント装置を備えたことを特徴とする原子力発電プラント。

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