JP2022051390A - Reactor container vent system - Google Patents

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Abstract

To provide a reactor container vent system capable of continuously discharging steam and a hydrogen gas in a reactor container to an external environment even in a situation of power source loss, and reducing leakage of a radioactive noble gas to the environment.SOLUTION: A reactor container vent system comprises: a vent line 31 for forming a channel from a gas phase part 23 of a wet well 21 to an external environment; a noble gas filter 57 which is installed on the vent line and in which a volume flow rate at which the noble gas transmits, is small relative to steam and a hydrogen gas; and a return line 60 which forms a channel connected to an upstream side part of the noble gas filter on the vent line and the gas phase part of the wet well. The gas phase part of the wet well is separated into a first space part 24 and a second space part 25 by a partition wall 26 extending in a vertical direction, a vent pipe 27 is open in a lower region of the first space part in a suppression pool 22. The vent line 31 is coupled to the first space part 24, and the return line 60 is coupled to the second space part 25.SELECTED DRAWING: Figure 1

Description

本発明は、原子炉格納容器ベントシステムに係り、更に詳しくは、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）で用いる原子炉格納容器ベントシステムに関する。 The present invention relates to a containment vessel vent system, and more particularly to a reactor containment vessel vent system used in a boiling water reactor (BWR).

原子力プラントでは、原子炉圧力容器内に配置された炉心が万が一溶融するような事態（以下、過酷事故という）が発生しても、十分な注水且つ原子炉格納容器の冷却を行うことで事故が収束するように設計されている。しかし、過酷事故時の原子炉格納容器の冷却が不十分な状況に陥った場合、水蒸気及び水素ガスの生成が継続されるので、原子炉格納容器内の圧力が上昇する。当該圧力が過度に上昇してしまった場合には、原子炉格納容器の損傷を防止するため、原子炉格納容器内の気体を大気中（外部環境）に放出して原子炉格納容器内を減圧する。この減圧のための操作をベント操作という。 In a nuclear power plant, even if a situation occurs in which the core placed in the reactor pressure vessel melts (hereinafter referred to as a severe accident), sufficient water injection and cooling of the reactor containment vessel will cause an accident. Designed to converge. However, if the reactor containment vessel is insufficiently cooled at the time of a severe accident, the production of water vapor and hydrogen gas will continue, and the pressure inside the reactor containment vessel will increase. If the pressure rises excessively, the gas inside the reactor containment vessel is released to the atmosphere (external environment) to reduce the pressure inside the reactor containment vessel in order to prevent damage to the reactor containment vessel. do. This operation for depressurization is called a vent operation.

沸騰水型原子炉におけるベント操作では、先ず、原子炉格納容器のドライウェル内の気体（ベントガス）がウェットウェルのサプレッションプールのプール水中に放出され、ベントガス中に含まれている放射性物質の一部がプール水のスクラビング効果によって除去される。さらに、当該プール水によるスクラビングでは除去できなかった放射性物質をベントガスから取り除いた上で、ベントガスを大気中に放出する。このベント操作において、ベントガスから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システムが知られている（例えば、特許文献１を参照）。 In the vent operation in a boiling water reactor, first, the gas (vent gas) in the dry well of the reactor containment vessel is released into the pool water of the suppression pool of the wet well, and a part of the radioactive material contained in the vent gas is released. Is removed by the scrubbing effect of pool water. Further, after removing radioactive substances from the bent gas that could not be removed by scrubbing with the pool water, the bent gas is released into the atmosphere. The reactor containment vessel vent system is known as a system for removing radioactive substances from the vent gas in this vent operation (see, for example, Patent Document 1).

特許文献１に記載された原子炉格納容器ベントシステムは、電源が喪失されるような事態になっても原子炉格納容器内で発生する蒸気を大気へ継続的に放出することを可能とすることを目的としたものである。具体的には、原子炉格納容器内から排出されるベントガスのうち蒸気及び水素ガスを通し放射性希ガスを通さない希ガスフィルタをベントラインの最下流部に設けると共に、希ガスフィルタの直上流部と原子炉格納容器のドライウェルとを中間容器を介して戻り配管によって接続している。さらに、希ガスフィルタの直上流部に滞留した所定の圧力以上の放射性希ガスを逃し弁によって中間容器に流れ込むようにしている。 The reactor containment vessel vent system described in Patent Document 1 enables continuous release of steam generated in the reactor containment vessel to the atmosphere even in a situation where power is lost. The purpose is. Specifically, a rare gas filter that allows steam and hydrogen gas to pass through and does not allow radioactive rare gas to pass out of the vent gas discharged from the reactor containment vessel is provided at the most downstream part of the vent line, and is directly upstream of the rare gas filter. And the dry well of the reactor containment vessel are connected by a return pipe via an intermediate vessel. Further, the radioactive rare gas having a predetermined pressure or higher accumulated in the immediate upstream portion of the rare gas filter is made to flow into the intermediate container by the relief valve.

特開２０１９－１２４６１１号公報JP-A-2019-124611

特許文献１に記載の原子炉格納容器ベントシステムでは、希ガスフィルタによって、放射性希ガスを捕集しつつ、水蒸気及び水素ガスを継続的に大気へ放出する。希ガスフィルタを透過できずに当該フィルタの直上流部に滞留した放射性希ガスを含む気体は、逃し弁の設定圧に達すると電源などの外部動力がなくとも中間容器へ移動し、戻り配管を介して原子炉格納容器のドライウェル内に戻される。ドライウェル内に戻された放射性希ガスは、ベント管を通じてウェットウェルのプール水へ再び放出される。このように、特許文献１に記載の技術では、ベントガス中に含まれる放射性希ガスを原子炉格納容器のドライウェルから原子炉格納容器ベントシステムを介して再びドライウェルに戻るように循環させることで、放射性希ガスの外部環境への放出を防いでいる。 In the reactor containment vessel vent system described in Patent Document 1, a rare gas filter collects radioactive rare gas and continuously releases steam and hydrogen gas to the atmosphere. When the gas containing radioactive rare gas that cannot pass through the rare gas filter and stays directly upstream of the filter reaches the set pressure of the relief valve, it moves to the intermediate vessel even if there is no external power such as a power supply, and the return pipe is installed. It is returned to the dry well of the reactor containment vessel through. The radioactive noble gas returned into the dry well is released again into the pool water of the wet well through the vent pipe. As described above, in the technique described in Patent Document 1, the radioactive noble gas contained in the vent gas is circulated from the dry well of the reactor containment vessel to the dry well again via the reactor containment vessel vent system. , Prevents the release of radioactive noble gases to the external environment.

ところで、原子炉格納容器から格納容器外（原子炉建屋）への気体の漏洩箇所として、ドライウェルを区画する原子炉格納容器の構造物に設けられたシール部やウェットウェルを区画する構造物に設けられたシール部が想定される。例えば、原子炉格納容器のドライウェルヘッドを締結するためのドライウェル主フランジや各種ハッチ、エアロックなどのシール部が挙げられる。ただし、ドライウェル側に設けたシール部（例えば、ドライウェル主フランジのシール部）からの気体の漏洩量の方がウェットウェル側に設けたシール部からの気体の漏洩量よりも多い傾向にある。 By the way, as a gas leakage point from the reactor containment vessel to the outside of the containment vessel (reactor building), the seal portion provided in the structure of the reactor containment vessel for partitioning the dry well and the structure for partitioning the wet well are used. The provided sealing part is assumed. For example, a drywell main flange for fastening the drywell head of the reactor containment vessel, various hatches, and a seal portion such as an airlock can be mentioned. However, the amount of gas leaked from the seal portion provided on the drywell side (for example, the seal portion of the drywell main flange) tends to be larger than the amount of gas leaked from the seal portion provided on the wetwell side. ..

特許文献１に記載の原子炉格納容器ベントシステムでは、上述したように、希ガスフィルタにより捕集した放射性希ガスを原子炉格納容器のドライウェル内に戻すので、放射性希ガスが当該ベントシステムを循環してドライウェル内に何度も戻ってくる。したがって、ドライウェル主フランジのシール部などドライウェル側に設けたシール部からの放射性希ガスの漏洩の機会が高まってしまう。このため、放射性希ガスの原子炉格納容器外（原子炉建屋）への漏洩による汚染や被曝の更なる抑制が望まれている。 In the reactor containment vessel vent system described in Patent Document 1, as described above, the radioactive rare gas collected by the rare gas filter is returned to the dry well of the reactor containment vessel, so that the radioactive rare gas causes the vent system. It circulates and returns to the drywell many times. Therefore, the chance of leakage of radioactive noble gas from the seal portion provided on the drywell side such as the seal portion of the drywell main flange increases. Therefore, it is desired to further suppress contamination and exposure due to leakage of radioactive noble gas to the outside of the reactor containment vessel (reactor building).

本発明は、上記の問題点を解消するためになされたものであり、その目的は、外部電源の喪失の事態においても原子炉格納容器内の水蒸気及び水素ガスを外部環境へ継続的に放出可能であると共に、放射性希ガスの外部環境への漏洩を低減することができる原子炉格納容器ベントシステムを提供することである。 The present invention has been made to solve the above problems, and an object of the present invention is to continuously release water vapor and hydrogen gas in the reactor containment vessel to the external environment even in the event of loss of external power supply. At the same time, it is to provide a reactor containment vessel vent system capable of reducing leakage of radioactive rare gas to the external environment.

本願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、原子炉圧力容器を配置するドライウェルが形成された原子炉格納容器から気体を排出する原子炉格納容器ベントシステムであって、前記ドライウェルとは区画されるように前記原子炉格納容器に形成され、プール水を貯留したサプレッションプール及び前記サプレッションプールの上方に形成された気相部を内部に有するウェットウェルと、一方が前記ドライウェルに開口すると共に他方が前記サプレッションプール内に開口するベント管と、前記ウェットウェルの前記気相部から前記原子炉格納容器外の外部環境までの流路を形成するベントラインと、前記ベントライン上に設置され、同一の条件下において希ガスの透過する体積流量が水蒸気及び水素ガスの場合と比べて少なくなる特性を有する希ガスフィルタと、前記ベントライン上における前記希ガスフィルタよりも上流側の部分と前記ウェットウェルの前記気相部とに接続された流路を形成する戻りラインとを備え、前記ウェットウェルの前記気相部は、上下方向に延びる仕切壁によって第１空間部と第２空間部とに分離され、前記ベント管は、前記サプレッションプール内における前記第１空間部の下方の領域で開口し、前記ベントラインは、前記ウェットウェルの前記第１空間部に接続され、前記戻りラインは、前記ウェットウェルの前記第２空間部に接続されることを特徴とする。 The present application includes a plurality of means for solving the above problems, and one example thereof is a reactor containment vessel vent system that discharges gas from a reactor containment vessel in which a drywell for arranging a reactor pressure vessel is formed. A wet well having a suppression pool formed in the reactor storage container so as to be partitioned from the dry well and storing pool water and a gas phase portion formed above the suppression pool inside. A vent tube that opens into the drywell and the other into the suppression pool, and a vent line that forms a flow path from the gas phase portion of the wetwell to the external environment outside the reactor containment vessel. A rare gas filter installed on the vent line and having a characteristic that the volumetric flow rate through which the rare gas permeates is smaller than that of steam and hydrogen gas under the same conditions, and the rare gas on the vent line. A return line forming a flow path connected to a portion upstream of the filter and the gas phase portion of the wet well is provided, and the gas phase portion of the wet well is provided with a partition wall extending in the vertical direction. Separated into one space and a second space, the vent tube opens in the region below the first space in the suppression pool, and the vent line is the first space of the wetwell. The return line is connected to the second space portion of the wet well.

本発明によれば、ベントライン上に希ガスフィルタを設置することで、原子炉格納容器から排出する気体（ベントガス）のうち、水蒸気及び水素ガスを外部環境へ放出することができると共に、放射性希ガスのベントラインを介した外部環境への放出を極力抑制することができる。さらに、ウェットウェルの気相部のうち、ドライウェル内の気体が流入する第１空間部とは分離された第２空間部に戻りラインを接続することで、希ガスフィルタで捕集した放射性希ガスを外部電源の供給なしにウェットウェル内の閉鎖的な第２空間部に閉じ込めることができる。したがって、外部電源の喪失の事態においても原子炉格納容器内の水蒸気及び水素ガスを外部環境へ継続的に放出可能であると共に、放射性希ガスの外部環境への漏洩を低減することができる。
上記した以外の課題、構成及び効果は、以下の実施形態の説明により明らかにされる。 According to the present invention, by installing a noble gas filter on the vent line, water vapor and hydrogen gas among the gases (vent gas) discharged from the reactor containment vessel can be released to the external environment and are radioactively rare. It is possible to suppress the release of gas to the external environment through the vent line as much as possible. Furthermore, by connecting a return line to the second space portion of the gas phase portion of the wet well, which is separated from the first space portion into which the gas in the dry well flows, the radioactive noble gas collected by the rare gas filter is used. The gas can be confined in a closed second space within the wet well without the supply of external power. Therefore, even in the event of loss of the external power source, the water vapor and hydrogen gas in the reactor containment vessel can be continuously released to the external environment, and the leakage of the radioactive noble gas to the external environment can be reduced.
Issues, configurations and effects other than those described above will be clarified by the following description of the embodiments.

本発明の第１の実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成及び当該システムを用いる原子炉格納容器の構成を模式的に示した図である。It is a figure which shows typically the structure of the reactor containment vessel vent system which concerns on 1st Embodiment of this invention, and the structure of the reactor containment vessel which uses the system. 本発明の第１の実施の形態の変形例に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成及び当該システムを用いる原子炉格納容器の構成を模式的に示した図である。It is a figure which shows typically the structure of the reactor containment vessel vent system which concerns on the modification of 1st Embodiment of this invention, and the structure of the reactor containment vessel which uses the system. 図２に示す本発明の第１の実施の形態の変形例に係る原子炉格納容器ベントシステムの一部を構成する冷却器の構造を模式的に示した図である。FIG. 2 is a diagram schematically showing the structure of a cooler constituting a part of the reactor containment vessel vent system according to the modified example of the first embodiment of the present invention shown in FIG. 2. 本発明の第２の実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成及び当該システムを用いる原子炉格納容器の構成を模式的に示した図である。It is a figure which showed schematically the structure of the reactor containment vessel vent system which concerns on the 2nd Embodiment of this invention, and the structure of the reactor containment vessel which uses the system. 本発明の第３の実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成及び当該システムを用いる原子炉格納容器の構成を模式的に示した図である。It is a figure which shows typically the structure of the reactor containment vessel vent system which concerns on 3rd Embodiment of this invention, and the structure of the reactor containment vessel which uses the system.

以下、本発明の原子炉格納容器ベントシステムの実施の形態について図面を用いて説明する。なお、各図面において、共通する構成要素には同一の符号を付し、重複した説明を省略する。 Hereinafter, embodiments of the reactor containment vessel vent system of the present invention will be described with reference to the drawings. In each drawing, common components are designated by the same reference numerals, and duplicate description will be omitted.

［第１の実施の形態］
まず、本発明の第１の実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステムを用いる原子炉格納容器の構造について図１を用いて説明する。図１は本発明の第１の実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成及び当該システムを用いる原子炉格納容器の構成を模式的に示した図である。 [First Embodiment]
First, the structure of the reactor containment vessel using the reactor containment vessel vent system according to the first embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. FIG. 1 is a diagram schematically showing the configuration of the reactor containment vessel vent system according to the first embodiment of the present invention and the configuration of the reactor containment vessel using the system.

図１において、原子力プラントでは、原子炉建屋（図示せず）内に原子炉格納容器１が設置されている。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が格納されている。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（以下、蒸気という）をタービン（図示せず）に送る主蒸気管４が接続されている。 In FIG. 1, in a nuclear power plant, a reactor containment vessel 1 is installed in a reactor building (not shown). A reactor pressure vessel 3 containing a core 2 is housed in the reactor containment vessel 1. A main steam pipe 4 for sending steam (hereinafter referred to as steam) generated in the reactor pressure vessel 3 to a turbine (not shown) is connected to the reactor pressure vessel 3.

原子炉格納容器１は、原子炉圧力容器３から放射性物質が漏洩する事態が万が一発生した場合でも、その内部に放射性物質を閉じ込めて周辺環境への影響を最小限に留めるためのものである。原子炉格納容器１は、上方に開口部１１ａが形成された格納容器本体１１と、格納容器本体１１の開口部１１ａを閉塞する上蓋としてのドライウェルヘッド１２とを備えている。ドライウェルヘッド１２は、ドライウェル主フランジ１３を介して格納容器本体１１に着脱可能に結合されている。ドライウェル主フランジ１３には、原子炉格納容器１内の気体の原子炉建屋への漏洩を封止するシール部が設けられている。 The reactor containment vessel 1 is for confining the radioactive material inside the reactor pressure vessel 3 in the unlikely event that the radioactive material leaks from the reactor pressure vessel 3 to minimize the influence on the surrounding environment. The reactor containment vessel 1 includes a containment vessel main body 11 having an opening 11a formed above, and a drywell head 12 as an upper lid for closing the opening 11a of the containment vessel main body 11. The drywell head 12 is detachably connected to the containment vessel main body 11 via the drywell main flange 13. The drywell main flange 13 is provided with a seal portion for sealing the leakage of gas in the reactor containment vessel 1 to the reactor building.

原子炉格納容器１の内部は、ペデスタル５及びダイヤフラムフロア６によって、ドライウェル１５とウェットウェル２１とに区画されている。ペデスタル５は、格納容器本体１１の底部１１ｂから立ち上がる筒状の構造物であり、原子炉圧力容器３を支持している。ダイヤフラムフロア６は、ペデスタル５の上端部から径方向外側に延在して格納容器本体１１の周壁１１ｃに接続された環状の構造物である。ドライウェル１５は、ペデスタル５により囲まれた内側の空間部分とダイヤフラムフロア６の上部の空間部分とを含み、原子炉圧力容器３を配置する領域であると共に各種配管が通る領域である。ウェットウェル２１は、ペデスタル５の外周側かつダイヤフラムフロア６の下側に形成され、原子炉圧力容器３の外周側に位置する環状の部分である。ウェットウェル２１は、冷却用のプール水を貯留したサプレッションプール２２（液相部）とサプレッションプール２２の上方に形成された気相部２３を内部に有している。 The inside of the reactor containment vessel 1 is divided into a dry well 15 and a wet well 21 by a pedestal 5 and a diaphragm floor 6. The pedestal 5 is a cylindrical structure that rises from the bottom portion 11b of the containment vessel main body 11 and supports the reactor pressure vessel 3. The diaphragm floor 6 is an annular structure extending radially outward from the upper end portion of the pedestal 5 and connected to the peripheral wall 11c of the containment vessel main body 11. The dry well 15 includes an inner space portion surrounded by the pedestal 5 and a space portion above the diaphragm floor 6, and is a region for arranging the reactor pressure vessel 3 and a region through which various pipes pass. The wet well 21 is an annular portion formed on the outer peripheral side of the pedestal 5 and below the diaphragm floor 6 and located on the outer peripheral side of the reactor pressure vessel 3. The wet well 21 has a suppression pool 22 (liquid phase portion) for storing cooling pool water and a gas phase portion 23 formed above the suppression pool 22.

ドライウェル１５とウェットウェル２１は、ベント管２７を介して相互に連通している。ベント管２７は、一方がドライウェル１５に開口すると共に、他方がサプレッションプール２２内に開口している。ベント管２７は、冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）等の発生によりドライウェル１５内に放出された蒸気を含む気体をサプレッションプール２２へ導くものである。 The dry well 15 and the wet well 21 communicate with each other via a vent pipe 27. One of the vent pipes 27 opens into the drywell 15 and the other opens into the suppression pool 22. The vent pipe 27 guides the gas containing the vapor released into the dry well 15 to the suppression pool 22 due to the occurrence of a loss of coolant accident (LOCA) or the like.

原子炉格納容器１には、原子炉圧力容器３または主蒸気管４内の圧力が異常に上昇した場合に当該圧力を減少させる減圧機構を備えている。減圧機構は、主蒸気管４に設けられた主蒸気逃し安全弁８と、一方が主蒸気逃し安全弁８に接続され他方がサプレッションプール２２内（プール水の水面下）に位置する主蒸気逃し安全弁排気管９と、主蒸気逃し安全弁排気管９の他方側端部に設けられたクエンチャ１０とを有している。主蒸気逃し安全弁８は、開弁動作により、主蒸気管４から蒸気の一部を逃がすものである。主蒸気逃し安全弁排気管９は、主蒸気管４内を流れる蒸気を主蒸気逃し安全弁８を介してサプレッションプール２２中に導くものである。クエンチャ１０は、主蒸気逃し安全弁排気管９内を流れる蒸気をサプレッションプール２２中に拡散させるものである。 The reactor containment vessel 1 is provided with a decompression mechanism that reduces the pressure in the reactor pressure vessel 3 or the main steam pipe 4 when the pressure in the reactor pressure vessel 3 or the main steam pipe 4 rises abnormally. The decompression mechanism consists of a main steam relief safety valve 8 provided in the main steam pipe 4, and a main steam relief safety valve exhaust where one is connected to the main steam relief safety valve 8 and the other is located in the suppression pool 22 (below the surface of the pool water). It has a pipe 9 and a quencher 10 provided at the other end of the main steam escape safety valve exhaust pipe 9. The main steam escape safety valve 8 releases a part of steam from the main steam pipe 4 by the valve opening operation. The main steam escape safety valve exhaust pipe 9 guides the steam flowing in the main steam pipe 4 into the suppression pool 22 via the main steam escape safety valve 8. The quencher 10 diffuses the steam flowing in the main steam escape safety valve exhaust pipe 9 into the suppression pool 22.

ところで、主蒸気管４などの配管類の一部が損傷することで原子炉格納容器１のドライウェル１５内に蒸気や水素ガスなどの気体が流出する配管破断事故が発生した場合、ドライウェル１５内の圧力が配管の破断口から流出した気体によって上昇する。ドライウェル１５内に流出した蒸気を含む気体は、ドライウェル１５とウェットウェル２１の圧力差によって、ベント管２７を通ってウェットウェル２１内のサプレッションプール２２中に導かれる。サプレッションプール２２のプール水によって蒸気が凝縮するので、その分、原子炉格納容器１の圧力上昇が抑制される。 By the way, when a pipe breakage accident occurs in which a gas such as steam or hydrogen gas flows out into the dry well 15 of the reactor storage container 1 due to a part of the pipes such as the main steam pipe 4, the dry well 15 is damaged. The pressure inside is increased by the gas flowing out from the break port of the pipe. The gas containing steam flowing out into the dry well 15 is guided into the suppression pool 22 in the wet well 21 through the vent pipe 27 by the pressure difference between the dry well 15 and the wet well 21. Since the steam is condensed by the pool water of the suppression pool 22, the pressure increase of the reactor containment vessel 1 is suppressed by that amount.

また、原子炉圧力容器３や主蒸気管４の圧力が異常に上昇した場合には、主蒸気逃し安全弁８を開弁させることで、主蒸気管４内を流れる蒸気の一部を主蒸気逃し安全弁排気管９を介してクエンチャ１０からサプレッションプール２２中に放出する。これにより、主蒸気管４からサプレッションプール２２中へ放出された蒸気の大半が凝縮されるので、その分、原子炉圧力容器３や主蒸気管４が減圧される。したがって、原子炉圧力容器３やそれに接続された主蒸気管などの配管類や機器の損傷を防止することができる。 Further, when the pressure of the reactor pressure vessel 3 or the main steam pipe 4 rises abnormally, a part of the steam flowing in the main steam pipe 4 is released by opening the main steam escape safety valve 8. It is discharged from the quencher 10 into the suppression pool 22 via the safety valve exhaust pipe 9. As a result, most of the steam released from the main steam pipe 4 into the suppression pool 22 is condensed, so that the reactor pressure vessel 3 and the main steam pipe 4 are depressurized by that amount. Therefore, it is possible to prevent damage to the piping and equipment such as the reactor pressure vessel 3 and the main steam pipe connected to the reactor pressure vessel 3.

このように、配管破断事故（例えば、ＬＯＣＡ）や原子炉圧力容器３の圧力の異常上昇が発生した場合には、サプレッションプール２２によって蒸気を凝縮させる。さらに、残留熱除去系（図示せず）によってサプレッションプール２２を冷却することで、原子炉格納容器１内の圧力及び温度の上昇を防止する。つまり、通常は、主蒸気管４などからドライウェル１５への蒸気の流出事故を収束させることができる。 In this way, when a pipe breakage accident (for example, LOCA) or an abnormal increase in the pressure of the reactor pressure vessel 3 occurs, the steam is condensed by the suppression pool 22. Further, by cooling the suppression pool 22 with a residual heat removing system (not shown), the pressure and temperature in the reactor containment vessel 1 are prevented from rising. That is, normally, the steam outflow accident from the main steam pipe 4 or the like to the dry well 15 can be converged.

しかしながら、非常に低い可能性ではあるが、残留熱除去系の機能が喪失した事態を想定した場合には、サプレッションプール２２のプール水の温度が上昇してしまう。このプール水の温度上昇に伴って、原子炉格納容器１内の蒸気の分圧がプール水の温度の飽和蒸気圧まで上昇する。すなわち、原子炉格納容器１内の圧力が上昇する。このような原子炉格納容器１の圧力上昇が生じた場合には、スプレイ冷却系（図示せず）によって原子炉格納容器１内に冷却水を散布する。これにより、原子炉格納容器１内の圧力上昇を抑えることができる。なお、スプレイ冷却系は、消防ポンプなどを接続して外部から作動させることで、冷却水の散布を行うことも可能である。 However, although it is very unlikely, the temperature of the pool water in the suppression pool 22 will rise if it is assumed that the function of the residual heat removing system is lost. As the temperature of the pool water rises, the partial pressure of the steam in the reactor containment vessel 1 rises to the saturated vapor pressure of the temperature of the pool water. That is, the pressure in the reactor containment vessel 1 rises. When such a pressure increase in the reactor containment vessel 1 occurs, cooling water is sprayed into the reactor containment vessel 1 by a spray cooling system (not shown). As a result, the pressure rise in the reactor containment vessel 1 can be suppressed. The spray cooling system can also be sprayed with cooling water by connecting a fire pump or the like and operating it from the outside.

さらに非常に低い可能性ではあるが、スプレイ冷却系も作動しない事態を想定する必要がある。また、スプレイによる注水によりプール水位が真空破壊弁の高さまで上昇した場合、注水を停止させなければならない。これらの場合、原子炉格納容器１内の圧力上昇が継続する。このような原子炉格納容器１の圧力上昇が続く場合には、原子炉格納容器１内の気体を外部環境へ放出して原子炉格納容器１を減圧させることが必要となる。この原子炉格納容器１の減圧のための操作をベント操作と呼ぶ。原子力プラントでは、原子炉格納容器１から気体（以下、ベントガスという）を排出して原子炉格納容器１を減圧する原子炉格納容器ベントシステム２０を備えている。原子炉格納容器１内の気体は、蒸気及び水素ガス以外に、各種の放射性物質を含んでいる。そこで、原子炉格納容器ベントシステム２０は、ベントガスに対して放射性物質を取り除いた上で外部環境へ放出するように構成されている。 Furthermore, although it is very unlikely, it is necessary to assume that the spray cooling system will not work either. In addition, if the pool water level rises to the height of the vacuum break valve due to water injection by spraying, water injection must be stopped. In these cases, the pressure inside the reactor containment vessel 1 continues to rise. If the pressure of the reactor containment vessel 1 continues to rise, it is necessary to release the gas in the reactor containment vessel 1 to the external environment to reduce the pressure in the reactor containment vessel 1. This operation for depressurizing the reactor containment vessel 1 is called a vent operation. The nuclear power plant includes a reactor containment vessel vent system 20 that discharges gas (hereinafter referred to as bent gas) from the reactor containment vessel 1 to reduce the pressure in the reactor containment vessel 1. The gas in the reactor containment vessel 1 contains various radioactive substances in addition to steam and hydrogen gas. Therefore, the reactor containment vessel vent system 20 is configured to remove radioactive substances from the vent gas and then release it to the external environment.

以下に、本実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成について図１を用いて説明する。図１中、破線で囲まれている部分が原子炉格納容器ベントシステムを示している。 Hereinafter, the configuration of the reactor containment vessel vent system according to the present embodiment will be described with reference to FIG. In FIG. 1, the part surrounded by the broken line shows the reactor containment vessel vent system.

沸騰水型原子炉におけるベント操作では、原子炉格納容器１内のベントガスをウェットウェル２１のサプレッションプール２２を介して気相部２３内に流入させてから外部環境へ放出する。原子炉格納容器１内のベントガスは、ベント管２７や主蒸気安全弁逃し弁排気管９を介してサプレッションプール２２中へ放出されることで、ドライウェル１５の気相部２３に流入する。このとき、ベントガス中に含まれている放射性物質の大半がサプレッションプール２２のプール水のスクラビング効果により除去される。しかし、プール水のスクラビングでは除去しきれなかった放射性物質がベントガスと共にドライウェル１５の気相部２３に残留する。 In the vent operation in a boiling water reactor, the vent gas in the reactor containment vessel 1 is allowed to flow into the gas phase portion 23 through the suppression pool 22 of the wet well 21, and then discharged to the external environment. The vent gas in the reactor containment vessel 1 is discharged into the suppression pool 22 via the vent pipe 27 and the main steam safety valve relief valve exhaust pipe 9, and then flows into the gas phase portion 23 of the dry well 15. At this time, most of the radioactive substances contained in the bent gas are removed by the scrubbing effect of the pool water of the suppression pool 22. However, radioactive substances that could not be completely removed by scrubbing the pool water remain in the gas phase portion 23 of the dry well 15 together with the bent gas.

本実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステム２０（以下、ベントシステムという）は、原子炉格納容器１内のウェットウェル２１、ウェットウェル２１をドライウェル１５に連通させるベント管２７、ウェットウェル２１の気相部から原子炉格納容器１外の外部環境までの流路を形成するベントライン３１、ベントライン３１上に設けられた第１捕集装置３２及び第２捕集装置３３を備えている。ベントライン３１は、ウェットウェル２１の気相部内に流入したベントガスを外部環境へ導く流路である。第１捕集装置３２及び第２捕集装置３３はそれぞれ、ベントガス中に含まれている各種の放射性物質を捕集するものである。 The reactor containment vessel vent system 20 (hereinafter referred to as a vent system) according to the present embodiment includes the wet well 21 and the wet well 21 in the reactor containment vessel 1 and the vent pipe 27 and the wet well 21 for communicating the wet well 21 with the dry well 15. It is provided with a vent line 31 forming a flow path from the gas phase portion of the reactor to the external environment outside the reactor containment vessel 1, a first collection device 32 and a second collection device 33 provided on the vent line 31. .. The vent line 31 is a flow path that guides the vent gas that has flowed into the gas phase portion of the wet well 21 to the external environment. The first collection device 32 and the second collection device 33 each collect various radioactive substances contained in the bent gas.

ウェットウェル２１は、気相部２３が上下方向に延びる仕切壁２６によって第１空間部２４と第２空間部２５とに径方向に分離されている。第１空間部２４は、例えば、第２空間部２５よりも径方向内側に位置している。すなわち、第２空間部２５は、第１空間部２４よりも原子炉建屋（図示せず）に近い位置に形成されている。仕切壁２６は、例えば、ダイヤフラムフロア６からサプレッションプール２２中における格納容器本体１１の底部１１ｂに到達しない位置まで垂下した筒状の構造物である。サプレッションプール２２における第１空間部２４の下方の領域（サプレッションプール２２の径方向内側の領域）には、クエンチャ１０が配置されている。 The wet well 21 is radially separated into a first space portion 24 and a second space portion 25 by a partition wall 26 in which the gas phase portion 23 extends in the vertical direction. The first space portion 24 is located, for example, radially inside the second space portion 25. That is, the second space portion 25 is formed at a position closer to the reactor building (not shown) than the first space portion 24. The partition wall 26 is, for example, a tubular structure that hangs down from the diaphragm floor 6 to a position in the suppression pool 22 that does not reach the bottom portion 11b of the containment vessel main body 11. A quencher 10 is arranged in a region below the first space portion 24 in the suppression pool 22 (a region on the radial inner side of the suppression pool 22).

ベント管２７は、ウェットウェル２１の径方向内側に位置するペデスタル５内に埋設された上下方向に延在する管本体部２８と、管本体部２８から分岐して径方向外側に延在し、サプレッションプール２２における気相部２３の第１空間部２４の下方の領域で開口する複数の排気管部２９とを有している。管本体部２８及びウェットウェル２１の第１空間部２４がウェットウェル２１の径方向内側に位置しているので、排気管部２９は第２空間部２５の下方の領域を通過させる必要がなく、排気管部２９の長さを短く設定することが可能である。このため、排気管部２９の強度に問題が生じることはない。 The vent pipe 27 has a pipe body 28 extending in the vertical direction embedded in the pedestal 5 located inside the wet well 21 in the radial direction, and a pipe main body 28 branching from the pipe body 28 and extending outward in the radial direction. It has a plurality of exhaust pipe portions 29 that open in a region below the first space portion 24 of the gas phase portion 23 in the suppression pool 22. Since the pipe body 28 and the first space 24 of the wet well 21 are located radially inside the wet well 21, the exhaust pipe 29 does not need to pass through the region below the second space 25. The length of the exhaust pipe portion 29 can be set short. Therefore, there is no problem with the strength of the exhaust pipe portion 29.

第１空間部２４は、ドライウェル１５からベント管２７の排気管部２９を介してサプレッションプール２２へ放出された気体が導入される領域（空間）、且つ、主蒸気逃し安全弁排気管９からクエンチャ１０を介してサプレッションプール２２へ放出された気体が導入される領域（空間）となるように構成されている。一方、第２空間部２５は、仕切壁２６によってベントガスが流入する第１空間部２４とは完全に分離された閉鎖的な空間となるように構成されている。 The first space portion 24 is a region (space) in which the gas discharged from the dry well 15 to the suppression pool 22 via the exhaust pipe portion 29 of the vent pipe 27 is introduced, and is a quencher from the main steam escape safety valve exhaust pipe 9. It is configured to be a region (space) into which the gas released into the suppression pool 22 via the 10 is introduced. On the other hand, the second space portion 25 is configured to be a closed space completely separated from the first space portion 24 into which the vent gas flows by the partition wall 26.

ベントライン３１は、ウェットウェル２１の気相部２３の第１空間部２４と第１捕集装置３２とを接続する第１ベント管路４１と、第１捕集装置３２と第２捕集装置３３とを接続する第２ベント管路４２と、第２捕集装置３３と排気塔３４とを接続する第３ベント管路４３とを含んでいる。第１ベント管路４１の一方側端部（上流側端部）４１ａは、仕切壁２６を貫通してウェットウェル２１の第１空間部２４に開口している。第１ベント管路４１上には、ベント操作時に開弁させる隔離弁４５が設置されている。隔離弁４５は、バッテリや圧力源の高圧気体により開弁操作が可能であり、外部電源が不要なものである。 The vent line 31 includes a first vent pipe 41 connecting the first space portion 24 of the gas phase portion 23 of the wet well 21 and the first collection device 32, and the first collection device 32 and the second collection device. It includes a second vent pipe 42 connecting the 33 and a third vent pipe 43 connecting the second collecting device 33 and the exhaust tower 34. One side end portion (upstream side end portion) 41a of the first vent pipeline 41 penetrates the partition wall 26 and opens into the first space portion 24 of the wet well 21. An isolation valve 45 for opening the valve during the vent operation is installed on the first vent pipeline 41. The isolation valve 45 can be opened by a battery or a high-pressure gas of a pressure source, and does not require an external power supply.

第１捕集装置３２は、エアロゾル状の放射性物質、及び、放射性ヨウ素を含むガス状の放射性物質を捕集するためのものである。具体的には、第１捕集装置３２は、スクラビング水５２を貯留したフィルタベント容器５１と、第２ベント管路４２上に上流側から順に設置された金属フィルタ５３及びヨウ素フィルタ５４とを備えている。フィルタベント容器５１内のスクラビング水５２は、エアロゾル状の放射性物質を捕集するものである。金属フィルタ５３は、フィルタベント容器５１内におけるスクラビング水５２の上部に形成された気相部内に配置されており、第２ベント管路４２の上流側端部に接続されている。金属フィルタ５３は、スクラビング水５２では捕集しきれなかったエアロゾル状の放射性物質を捕集するものである。ヨウ素フィルタ５４は、フィルタベント容器５１の外部に配置されており、フィルタでの化学反応や吸着作用によってガス状の放射性物質を捕集するものである。フィルタベント容器５１、金属フィルタ５３、ヨウ素フィルタ５４は、遮蔽壁５５によって覆われている。遮蔽壁５５は、スクラビング水５２、金属フィルタ５３、ヨウ素フィルタ５４に蓄積した放射性物質による放射線の周辺環境への影響を軽減するためのものである。第１ベント管路４１の他方側端部（下流側端部）４１ｂは、遮蔽壁５５を貫通してフィルタベント容器５１内のスクラビング水５２中に開口している。第２ベント管路４２は、遮蔽壁５５を貫通して遮蔽壁５５外へ延びている。 The first collection device 32 is for collecting an aerosol-like radioactive substance and a gaseous radioactive substance containing radioactive iodine. Specifically, the first collection device 32 includes a filter vent container 51 that stores the scrubbing water 52, and a metal filter 53 and an iodine filter 54 that are sequentially installed on the second vent pipeline 42 from the upstream side. ing. The scrubbing water 52 in the filter vent container 51 collects aerosol-like radioactive substances. The metal filter 53 is arranged in the gas phase portion formed in the upper part of the scrubbing water 52 in the filter vent container 51, and is connected to the upstream end portion of the second vent pipeline 42. The metal filter 53 collects aerosol-like radioactive substances that could not be collected by the scrubbing water 52. The iodine filter 54 is arranged outside the filter vent container 51 and collects gaseous radioactive substances by a chemical reaction or an adsorption action in the filter. The filter vent container 51, the metal filter 53, and the iodine filter 54 are covered with a shielding wall 55. The shielding wall 55 is for reducing the influence of radiation accumulated on the scrubbing water 52, the metal filter 53, and the iodine filter 54 on the surrounding environment. The other side end portion (downstream side end portion) 41b of the first vent pipeline 41 penetrates the shielding wall 55 and opens into the scrubbing water 52 in the filter vent container 51. The second vent pipeline 42 penetrates the shielding wall 55 and extends to the outside of the shielding wall 55.

第２捕集装置３３は、放射性希ガスを捕集するように構成されたものである。具体的には、第２捕集装置３３は、蒸気及び水素ガスを透過させる一方、希ガスが透過しにくい特性を有する希ガスフィルタ５７と、希ガスフィルタ５７を透過できなかった気体を保持する中間容器５８とを有している。中間容器５８には第２ベント管路４２の後流側端部が接続されており、希ガスフィルタ５７には第３ベント管路４３の上流側端部が接続されている。すなわち、中間容器５８は、ベントライン３１上における希ガスフィルタ５７の直上流側に位置するものである。 The second collection device 33 is configured to collect the radioactive noble gas. Specifically, the second collection device 33 holds a rare gas filter 57 having a characteristic that rare gas does not easily permeate while allowing steam and hydrogen gas to permeate, and a gas that could not permeate the rare gas filter 57. It has an intermediate container 58. The wake side end of the second vent pipe 42 is connected to the intermediate container 58, and the upstream end of the third vent pipe 43 is connected to the rare gas filter 57. That is, the intermediate container 58 is located on the vent line 31 immediately upstream of the rare gas filter 57.

希ガスフィルタ５７は、出口側を大気開放として入り口側に一定の圧力をかけた時に、希ガスの透過量（体積流量）が蒸気及び水素の透過量（体積流量）と比べて１／１０以下となるフィルタと定義する。希ガスフィルタ５７として、例えば、分子径が放射性希ガスよりも相対的に小さな蒸気及び水素ガスを選択的に透過させる膜が用いられている。蒸気や水素ガスの分子径は、０．３ｎｍ以下である一方、放射性希ガス（クリプトンやキセノンなど）の分子径は蒸気や水素ガスの分子径よりもかなり大きいものである。 When a constant pressure is applied to the inlet side of the rare gas filter 57 with the outlet side open to the atmosphere, the permeation amount (volumetric flow rate) of the noble gas is 1/10 or less of the permeation amount (volumetric flow rate) of steam and hydrogen. It is defined as a filter that becomes. As the rare gas filter 57, for example, a membrane that selectively permeates vapor and hydrogen gas having a molecular diameter relatively smaller than that of the radioactive rare gas is used. The molecular diameter of the steam or hydrogen gas is 0.3 nm or less, while the molecular diameter of the radioactive noble gas (krypton, xenon, etc.) is considerably larger than the molecular diameter of the steam or hydrogen gas.

以上の条件に適した膜やその他のフィルタ材として、ポリイミドを主成分とした高分子膜、窒化ケイ素や炭素を主成分としたセラミック膜などがある。これらの膜は、一般的に、水素の精製に用いるフィルタとして知られているものである。高分子膜を用いた膜は、希ガスを空気から分離する性能が比較的高いと共に、気体中に含まれる蒸気の透過性能が高いという特徴がある。セラミック膜を用いた膜は、高い強度と高い耐熱性を有しているという特徴がある。なお、希ガスフィルタ５７のフィルタ材は、希ガスであるクリプトンやキセノンを透過させず、水素や水（蒸気）の分子が透過する膜であるならば、どのような膜であってもよい。 As a film suitable for the above conditions and other filter materials, there are a polymer film containing polyimide as a main component, a ceramic film containing silicon nitride and carbon as a main component, and the like. These membranes are generally known as filters used for hydrogen purification. A membrane using a polymer membrane is characterized in that it has a relatively high ability to separate a rare gas from air and a high permeation performance of vapor contained in the gas. A film using a ceramic film is characterized by having high strength and high heat resistance. The filter material of the noble gas filter 57 may be any membrane as long as it is a membrane that does not allow the rare gas krypton or xenon to permeate and allows the molecules of hydrogen or water (steam) to permeate.

また、沸騰水型原子炉の場合、原子炉格納容器１内のドライウェル１５やウェットウェル２１中の気体は窒素ガスに置換されている。そのため、希ガスフィルタ５７を用いて放射性希ガスを捕集する場合、希ガスフィルタ５７は、分子径がクリプトンやキセノンに近い窒素ガスを透過させない可能性がある。しかし、原子炉格納容器１内の圧力上昇は継続的に生成される蒸気や水素ガスに起因するので、希ガスフィルタ５７が窒素ガスを透過させなくとも、原子炉格納容器１内を減圧する観点からは問題ではない。 Further, in the case of a boiling water reactor, the gas in the dry well 15 and the wet well 21 in the reactor containment vessel 1 is replaced with nitrogen gas. Therefore, when the noble gas filter 57 is used to collect the radioactive rare gas, the rare gas filter 57 may not allow the nitrogen gas having a molecular diameter close to that of krypton or xenon to permeate. However, since the pressure rise in the reactor containment vessel 1 is caused by the continuously generated steam and hydrogen gas, the viewpoint of reducing the pressure in the reactor containment vessel 1 even if the rare gas filter 57 does not allow the nitrogen gas to permeate. It doesn't matter from now on.

ベントシステム２０は、更に、ベントライン３１における希ガスフィルタ５７よりも上流側の部分とウェットウェル２１の第２空間部２５とに接続された流路を形成する戻りライン６０を備えている。戻りライン６０は、希ガスフィルタ５７を透過できなかった気体を第２空間部２５へ導くものである。 The vent system 20 further includes a return line 60 that forms a flow path connected to a portion of the vent line 31 upstream of the noble gas filter 57 and a second space portion 25 of the wet well 21. The return line 60 guides the gas that could not pass through the rare gas filter 57 to the second space portion 25.

具体的には、戻りライン６０は、一方側端部（上流側端部）６１ａが中間容器５８（ベントライン３１上における希ガスフィルタ５７の直上流側の部分）に接続されていると共に、他方側端部（下流側端部）６１ｂがウェットウェル２１の第２空間部２５に開口している戻り管路６１を有している。戻り管路６１上には、上流側から順に、送出ポンプ６２及び逆止弁６３が設置されている。送出ポンプ６２は、中間容器５８内に滞留している気体をウェットウェル２１の第２空間部２５へ送出するものであり、例えば、外部電源により駆動されるものである。逆止弁６３は、中間容器５８から第２空間部２５への気体の流れを許容する一方、第２空間部２５から中間容器５８への気体の流れを阻止するものである。 Specifically, in the return line 60, one side end portion (upstream side end portion) 61a is connected to the intermediate container 58 (the portion immediately upstream of the rare gas filter 57 on the vent line 31), and the other side. The side end portion (downstream side end portion) 61b has a return pipe line 61 which is open to the second space portion 25 of the wet well 21. A delivery pump 62 and a check valve 63 are installed on the return pipeline 61 in order from the upstream side. The delivery pump 62 sends out the gas staying in the intermediate container 58 to the second space portion 25 of the wet well 21, and is driven by, for example, an external power source. The check valve 63 allows the flow of gas from the intermediate container 58 to the second space portion 25, while blocking the flow of gas from the second space portion 25 to the intermediate container 58.

戻りライン６０は、更に、戻り管路６１上の送出ポンプ６２を迂回するバイパス管路６５を有している。バイパス管路６５は、戻り管路６１における送出ポンプ６２の上流側の部分と下流側の部分とに接続されている。バイパス管路６５上には、逃がし弁６６が設置されている。逃がし弁６６は、一次側の流体圧力が第１設定圧Ｐ１を上回ると開弁する一方、第２設定圧Ｐ２（ただし、Ｐ２＜Ｐ１）を下回ると閉弁するものであり、例えば、ダイアフラム方式の弁で構成されている。 The return line 60 further has a bypass line 65 that bypasses the delivery pump 62 on the return line 61. The bypass pipeline 65 is connected to the upstream portion and the downstream portion of the delivery pump 62 in the return pipeline 61. A relief valve 66 is installed on the bypass pipeline 65. The relief valve 66 opens when the fluid pressure on the primary side exceeds the first set pressure P1, while closes when the fluid pressure on the primary side falls below the second set pressure P2 (however, P2 <P1). Consists of valves.

次に、本発明の第１の実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステムの作用及び効果について図１を用いて説明する。図１中、白抜き矢印はベントガスの流れの方向を、丸囲みの数字はベントガスを構成する気体のおおよその種類を示している。 Next, the operation and effect of the reactor containment vessel vent system according to the first embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. In FIG. 1, the white arrows indicate the direction of the vent gas flow, and the circled numbers indicate the approximate types of gas constituting the vent gas.

前述したように、炉心２が溶融するような過酷事故において、原子炉格納容器１の冷却を十分に行うことができなかった場合を想定する。この場合、蒸気及び水素ガスの生成が継続するので、原子炉格納容器１内の圧力が異常に上昇する。 As described above, it is assumed that the reactor containment vessel 1 cannot be sufficiently cooled in a severe accident in which the core 2 melts. In this case, since the generation of steam and hydrogen gas continues, the pressure in the reactor containment vessel 1 rises abnormally.

ここで、ベント操作として隔離弁４５を開弁操作する。これにより、原子炉格納容器１のドライウェル１５内に充満している高温高圧の蒸気及び水素ガスを含む気体は、ベント管２７を介してサプレッションプール２２に放出され、ウェットウェル２１の第１空間部２４へ導入される。このとき、気体中に含まれている放射性物質の大半がサプレッションプール２２のプール水のスクラビング効果により除去される。しかし、プール水のスクラビングでは除去しきれなかった放射性物質がウェットウェル２１の第１空間部２４に凝縮しきれなかった蒸気及び水素ガスと共に流入している。 Here, the isolation valve 45 is opened as a venting operation. As a result, the gas containing high-temperature and high-pressure steam and hydrogen gas that fills the dry well 15 of the reactor containment vessel 1 is discharged to the suppression pool 22 via the vent pipe 27, and is released into the first space of the wet well 21. Introduced to section 24. At this time, most of the radioactive substances contained in the gas are removed by the scrubbing effect of the pool water of the suppression pool 22. However, radioactive substances that could not be completely removed by scrubbing the pool water flow into the first space 24 of the wet well 21 together with steam and hydrogen gas that could not be completely condensed.

ウェットウェル２１の第１空間部２４内の気体は、ベントガスとして、第１ベント管路４１及び隔離弁４５を介してフィルタベント容器５１内のスクラビング水５２中に放出される。第１ベント管路４１を流通するベントガスは、蒸気、水素ガス、窒素ガスを主成分とするが、サプレッションプール２２によるスクラビングでは除去できなかったエアロゾル状の放射性物質、及び、放射性ヨウ素や放射性希ガスなどのガス性の放射性物質を含んでいる。スクラビング水５２中に放出されたベントガスは、スクラビング水５２によってスクラビングされることで、エアロゾル状の放射性物質の大部分が主に除去される。 The gas in the first space 24 of the wet well 21 is discharged as vent gas into the scrubbing water 52 in the filter vent container 51 via the first vent pipe 41 and the isolation valve 45. The vent gas flowing through the first vent pipeline 41 is mainly composed of steam, hydrogen gas, and nitrogen gas, but aerosol-like radioactive substances that could not be removed by scrubbing by the suppression pool 22, radioactive iodine, and radioactive rare gas. It contains gaseous radioactive substances such as. The bent gas released into the scrubbing water 52 is scrubbed by the scrubbing water 52, so that most of the aerosol-like radioactive substances are mainly removed.

フィルタベント容器５１内のスクラビング水５２を通過したベントガスは、その後、金属フィルタ５３及びヨウ素フィルタ５４を順に通過する。金属フィルタ５３では、スクラビング水５２では除去できなかったエアロゾル状の放射性物質が捕集される。ヨウ素フィルタ５４では、放射性ヨウ素を含むガス状の放射性物質が捕集される。したがって、ヨウ素フィルタ５４を通過したベントガスは、エアロゾル状の放射性物質及び放射性ヨウ素を含むガス状の放射性物質が除去されているが、反応性に乏しい放射性希ガスを含んでいる。 The vent gas that has passed through the scrubbing water 52 in the filter vent container 51 then passes through the metal filter 53 and the iodine filter 54 in order. The metal filter 53 collects aerosol-like radioactive substances that could not be removed by the scrubbing water 52. The iodine filter 54 collects gaseous radioactive substances containing radioactive iodine. Therefore, the bent gas that has passed through the iodine filter 54 contains an aerosol-like radioactive substance and a gaseous radioactive substance containing radioactive iodine, but contains a radioactive noble gas having poor reactivity.

それから、ベントガスは、第２ベント管路４２及び中間容器５８を介して希ガスフィルタ５７に導入される。希ガスフィルタ５７では、第１捕集装置３２によって除去できなかった放射性希ガスの大部分が透過できずに捕集される一方、原子炉格納容器１の圧力上昇の原因である蒸気及び水素ガスが透過する。このため、蒸気及び水素ガスがベントガスとして第３ベント管路４３を介して排気塔３４から外部環境へ放出される。これにより、放射性希ガスの外部環境への放出を極力抑制しつつ、原子炉格納容器１内の圧力を下げることができる。 The vent gas is then introduced into the noble gas filter 57 via the second vent conduit 42 and the intermediate vessel 58. In the rare gas filter 57, most of the radioactive rare gas that could not be removed by the first collection device 32 cannot pass through and is collected, while the steam and hydrogen gas that cause the pressure increase in the reactor containment vessel 1 Is transparent. Therefore, steam and hydrogen gas are discharged from the exhaust tower 34 to the external environment as vent gas through the third vent pipe 43. As a result, the pressure inside the reactor containment vessel 1 can be reduced while suppressing the release of the radioactive noble gas to the external environment as much as possible.

希ガスフィルタ５７では、放射性希ガスの他に、分子径が放射性希ガスに近い窒素ガスも十分に透過できない場合がある。希ガスフィルタ５７を透過できなかった気体は、中間容器５８内に滞留する。中間容器５８内の放射性希ガスを含む気体は、送出ポンプ６２よって戻り管路６１を介してウェットウェル２１の第２空間部２５へ強制的に送出される。これにより、中間容器５８内の気体の滞留による希ガスフィルタ５７の蒸気及び水素ガスの透過性能の低下を防ぐことができる。 In the rare gas filter 57, in addition to the radioactive rare gas, nitrogen gas having a molecular diameter close to that of the radioactive rare gas may not be sufficiently permeated. The gas that could not pass through the rare gas filter 57 stays in the intermediate container 58. The gas containing the radioactive noble gas in the intermediate container 58 is forcibly delivered to the second space portion 25 of the wet well 21 via the return pipe 61 by the delivery pump 62. This makes it possible to prevent deterioration of the permeation performance of the vapor and hydrogen gas of the rare gas filter 57 due to the retention of gas in the intermediate container 58.

万が一、送出ポンプ６２が作動しない場合には、希ガスフィルタ５７を透過できなかった気体が中間容器５８内に滞留することで、中間容器５８内の圧力が徐々に上昇する。中間容器５８内の圧力が上昇しすぎると、希ガスフィルタ５７の蒸気及び水素ガスの透過流量が低下してしまう恐れがある。 In the unlikely event that the delivery pump 62 does not operate, the gas that could not pass through the rare gas filter 57 stays in the intermediate container 58, so that the pressure in the intermediate container 58 gradually increases. If the pressure in the intermediate container 58 rises too much, the permeation flow rate of the steam and hydrogen gas of the rare gas filter 57 may decrease.

それに対して、本実施の形態においては、戻り管路６１の他方側端部（下流側端部）６１ｂがウェットウェル２１における第１空間部２４とは隔てられた第２空間部２５に開口している。ドライウェル１５内の高温高圧の気体がウェットウェル２１の第１空間部２４のみに集中して流入するので、ウェットウェル２１のサプレッションプール２２における第１空間部２４の領域のプール水の水面の方が第２空間部２５の領域のプール水の水面よりも下方に位置するようになっている。すなわち、第２空間部２５は第１空間部２４よりも水頭差分だけ低圧である。中間容器５８内の圧力が逃がし弁６６の第１設定圧Ｐ１を超えると、バイパス管路６５上の逃がし弁６６が開弁する。このとき、中間容器５８内の圧力とウェットウェル２１の第２空間部２５内の圧力との差圧によって、中間容器５８内に滞留していた放射性希ガスを含む気体が、外部電源を使用することなく、バイパス管路６５及び戻り管路６１を介してウェットウェル２１の第２空間部２５へ流入する。これより、希ガスフィルタ５７の直上流に位置する中間容器５８内の放射性希ガス及び窒素ガスの分圧が所定値を超えないようにすることができ、希ガスフィルタ５７の蒸気及び水素ガスの透過性能を維持することができる。 On the other hand, in the present embodiment, the other side end portion (downstream side end portion) 61b of the return pipe line 61 opens in the second space portion 25 separated from the first space portion 24 in the wet well 21. ing. Since the high-temperature and high-pressure gas in the dry well 15 concentrates and flows into only the first space 24 of the wet well 21, the surface of the pool water in the region of the first space 24 in the suppression pool 22 of the wet well 21 Is located below the surface of the pool water in the area of the second space 25. That is, the second space portion 25 has a lower pressure than the first space portion 24 by the head difference. When the pressure in the intermediate container 58 exceeds the first set pressure P1 of the relief valve 66, the relief valve 66 on the bypass line 65 opens. At this time, due to the difference pressure between the pressure in the intermediate container 58 and the pressure in the second space 25 of the wet well 21, the gas containing the radioactive noble gas staying in the intermediate container 58 uses an external power source. Instead, it flows into the second space 25 of the wet well 21 via the bypass line 65 and the return line 61. As a result, the partial pressures of the radioactive rare gas and the nitrogen gas in the intermediate container 58 located immediately upstream of the rare gas filter 57 can be prevented from exceeding a predetermined value, and the steam and hydrogen gas of the rare gas filter 57 can be prevented from exceeding. Permeation performance can be maintained.

このように、本実施の形態においては、外部電源により駆動する送出ポンプ６２が作動しない場合でも、希ガスフィルタ５７が放射性希ガスを透過させずに蒸気及び水素ガスを透過させる性能を継続して維持することができる。つまり、過酷事故時に、原子炉格納容器１内の圧力上昇の原因となる蒸気及び水素を継続的に外部に放出することができ、原子炉格納容器１を継続的に減圧することができる。 As described above, in the present embodiment, even when the delivery pump 62 driven by the external power source does not operate, the rare gas filter 57 continues the performance of permeating steam and hydrogen gas without permeating the radioactive rare gas. Can be maintained. That is, in the event of a severe accident, steam and hydrogen that cause a pressure increase in the reactor containment vessel 1 can be continuously released to the outside, and the reactor containment vessel 1 can be continuously depressurized.

ところで、作業員の被ばくや環境汚染の観点から、放射性希ガスの原子炉建屋（原子炉格納容器１の外部）への漏洩を極力抑制することが望まれている。原子炉格納容器１から原子炉建屋への気体の漏洩部分の多くは、ドライウェル１５に設けられた各種のシール部である。例えば、ドライウェルヘッド１２を格納容器本体１１に結合するドライウェル主フランジ１３のシール部がある。 By the way, from the viewpoint of worker exposure and environmental pollution, it is desired to suppress the leakage of radioactive noble gas to the reactor building (outside of the reactor containment vessel 1) as much as possible. Most of the gas leakage portions from the reactor containment vessel 1 to the reactor building are various seal portions provided in the dry well 15. For example, there is a seal portion of the drywell main flange 13 that connects the drywell head 12 to the containment vessel main body 11.

従来の原子炉格納容器ベントシステム（前述の特許文献１を参照）のように戻りラインがドライウェルに接続されている場合には、希ガスフィルタに捕集された放射性希ガスはドライウェル内に戻される。したがって、ドライウェル内に戻された放射性希ガスがドライウェル主フランジのシール部などのドライウェルに設けたシール部を介して原子炉格納容器外へ少なからず漏洩する可能性がある。 When the return line is connected to the drywell as in the conventional reactor containment vent system (see Patent Document 1 above), the radioactive noble gas collected by the noble gas filter enters the drywell. Will be returned. Therefore, the radioactive noble gas returned into the drywell may leak to the outside of the reactor containment vessel through the seal portion provided in the drywell such as the seal portion of the drywell main flange.

それに対して、本実施の形態においては、戻りライン６０がウェットウェル２１の第２空間部２５に開口している。このため、希ガスフィルタ５７で捕集された放射性希ガスがウェットウェル２１の第２空間部２５内に戻される。したがって、ウェットウェル２１を区画する構造物は、ドライウェル１５を区画する構造物よりも、原子炉格納容器１から原子炉建屋への気体の漏洩部分が少ないので、放射性希ガスの原子炉建屋への漏洩を従来技術よりも低減することができる。 On the other hand, in the present embodiment, the return line 60 is open to the second space portion 25 of the wet well 21. Therefore, the radioactive rare gas collected by the rare gas filter 57 is returned to the second space portion 25 of the wet well 21. Therefore, the structure for partitioning the wet well 21 has less gas leaking from the reactor containment vessel 1 to the reactor building than the structure for partitioning the dry well 15, so that the structure for partitioning the wet well 21 goes to the reactor building for radioactive rare gas. Leakage can be reduced compared to the conventional technology.

また、従来の原子炉格納容器ベントシステム（前述の特許文献１を参照）のように、ウェットウェルの気相部が分離されておらず、戻りラインがドライウェルに接続されている場合には、希ガスフィルタにより捕集された放射性希ガスがドライウェル内に戻されて再びベント管を介してウェットウェルに流入する。ウェットウェルの気相部に流入した放射性希ガスは当該ベントシステムのベントラインを介して再び希ガスフィルタに導入される。希ガスフィルタは放射性希ガスが完全に透過不能ではないので、極微量の放射性希ガスが希ガスフィルタを介して外部環境へ放出されてしまう。すなわち、放射性希ガスがベントシステムを循環する毎に、放射性希ガスの外部環境へ漏洩の機会が生じる。 Further, when the gas phase portion of the wet well is not separated and the return line is connected to the dry well as in the conventional reactor containment vessel vent system (see Patent Document 1 described above), The radioactive noble gas collected by the rare gas filter is returned to the dry well and flows into the wet well again through the vent pipe. The radioactive noble gas flowing into the gas phase portion of the wet well is introduced into the rare gas filter again through the vent line of the vent system. Since the noble gas filter is not completely impervious to the radioactive rare gas, a very small amount of the radioactive rare gas is released to the external environment through the rare gas filter. That is, every time the radioactive noble gas circulates in the vent system, there is an opportunity for the radioactive noble gas to leak to the external environment.

それに対して、本実施の形態においては、ウェットウェル２１の気相部２３を、ベントライン３１が接続される第１空間部２４と戻りライン６０が接続される第２空間部２５とに分離している。すなわち、ウェットウェル２１の気相部２３を、ドライウェル１５内の高圧の気体を導入してベントライン３１に流出させるための空間としての第１空間部２４と、希ガスフィルタ５７で捕集した放射性希ガスを閉じ込めるための空間としてのウェットウェル２１の第２空間部２５とに分離している。したがって、希ガスフィルタ５７により捕集した放射性希ガスを、ベントシステム２０を循環させずに、閉鎖的な空間の第２空間部２５に閉じ込めることができる。したがって、希ガスフィルタ５７により捕集された放射性希ガスがベントシステム２０を循環して再び希ガスフィルタ５７に導入されることがないので、従来のベントシステムとは異なり、放射性希ガスが希ガスフィルタ５７を透過して外部環境へ放出される機会を極力なくすことができ、安全性が向上する。 On the other hand, in the present embodiment, the gas phase portion 23 of the wet well 21 is separated into a first space portion 24 to which the vent line 31 is connected and a second space portion 25 to which the return line 60 is connected. ing. That is, the gas phase portion 23 of the wet well 21 was collected by the first space portion 24 as a space for introducing the high-pressure gas in the dry well 15 and flowing out to the vent line 31, and by the rare gas filter 57. It is separated from the second space portion 25 of the wet well 21 as a space for confining the radioactive noble gas. Therefore, the radioactive rare gas collected by the rare gas filter 57 can be confined in the second space portion 25 of the closed space without circulating the vent system 20. Therefore, unlike the conventional vent system, the radioactive rare gas is a rare gas because the radioactive rare gas collected by the rare gas filter 57 does not circulate in the vent system 20 and is introduced into the rare gas filter 57 again. The opportunity to pass through the filter 57 and be released to the external environment can be eliminated as much as possible, and safety is improved.

また、本実施の形態においては、ベントライン３１上の複数の放射性物質捕集手段のうち、希ガスフィルタ５７をフィルタベント容器５１、金属フィルタ５３、ヨウ素フィルタ５４よりも最下流の位置に配置している。これにより、希ガスフィルタ５７にエアロゾル状の放射性物質や放射性ヨウ素が付着することを防止することができる。したがって、エアロゾル状の放射性物質や放射性ヨウ素の付着による希ガスフィルタ５７の蒸気及び水素ガスの透過性能の低下を防止することができる。 Further, in the present embodiment, the noble gas filter 57 is arranged at the most downstream position of the filter vent container 51, the metal filter 53, and the iodine filter 54 among the plurality of radioactive substance collecting means on the vent line 31. ing. This makes it possible to prevent aerosol-like radioactive substances and radioactive iodine from adhering to the rare gas filter 57. Therefore, it is possible to prevent deterioration of the permeation performance of the vapor and hydrogen gas of the rare gas filter 57 due to the adhesion of aerosol-like radioactive substances and radioactive iodine.

また、本実施の形態においては、希ガスフィルタ５７を最下流に配置することで、希ガスフィルタ５７に流入する気体の温度が低下している。したがって、希ガスフィルタ５７が高温の気体に曝されず、希ガスフィルタ５７の高温による劣化を防止することができる。このため、ベントシステム２０の信頼性を向上させることができる。なお、希ガスフィルタ５７をベントライン３１上のどの位置に配置しても、放射性希ガスを捕集することは可能である。しかし、上述したように、ベントライン３１上の他の捕集手段よりも最下流に希ガスフィルタ５７を配置することが最良である。 Further, in the present embodiment, by arranging the rare gas filter 57 at the most downstream, the temperature of the gas flowing into the rare gas filter 57 is lowered. Therefore, the rare gas filter 57 is not exposed to the high temperature gas, and the deterioration of the rare gas filter 57 due to the high temperature can be prevented. Therefore, the reliability of the vent system 20 can be improved. It is possible to collect the radioactive rare gas by arranging the rare gas filter 57 at any position on the vent line 31. However, as described above, it is best to place the noble gas filter 57 most downstream of the other collection means on the vent line 31.

上述したように、本発明の第１の実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステム２０は、原子炉圧力容器３を配置するドライウェル１５が形成された原子炉格納容器１から気体を排出するものであって、ドライウェル１５とは区画されるように原子炉格納容器１に形成され、プール水を貯留したサプレッションプール２２及びサプレッションプール２２の上方に形成された気相部２３を内部に有するウェットウェル２１と、一方がドライウェル１５に開口すると共に他方がサプレッションプール２２内に開口するベント管２７と、ウェットウェル２１の気相部２３から原子炉格納容器１外の外部環境までの流路を形成するベントライン３１と、ベントライン３１上に設置され同一の条件下において希ガスの透過する体積流量が水蒸気及び水素ガスの場合と比べて少なくなる特性を有する希ガスフィルタ５７と、ベントライン３１上における希ガスフィルタ５７よりも上流側の部分とウェットウェル２１の気相部２３とに接続された流路を形成する戻りライン６０とを備えている。ウェットウェル２１の気相部２３は上下方向に延びる仕切壁２６によって第１空間部２４と第２空間部２５とに分離され、ベント管２７はサプレッションプール２２内における第１空間部２４の下方の領域で開口している。ベントライン３１はウェットウェル２１の第１空間部２４に接続され、戻りライン６０はウェットウェル２１の第２空間部２５に接続されている。 As described above, the reactor containment vessel vent system 20 according to the first embodiment of the present invention discharges gas from the reactor containment vessel 1 in which the dry well 15 in which the reactor pressure vessel 3 is arranged is formed. The dry well 15 is formed in the reactor storage container 1 so as to be partitioned from the dry well 15, and has a suppression pool 22 for storing pool water and a gas phase portion 23 formed above the suppression pool 22 inside. The wet well 21, the vent tube 27, one of which opens into the dry well 15 and the other into the suppression pool 22, and the flow path from the gas phase portion 23 of the wet well 21 to the external environment outside the reactor containment vessel 1. The vent line 31 is installed on the vent line 31, and the volume flow rate through which the rare gas permeates under the same conditions is smaller than that in the case of steam and hydrogen gas. It is provided with a return line 60 forming a flow path connected to a portion upstream of the rare gas filter 57 on 31 and a gas phase portion 23 of the wet well 21. The gas phase portion 23 of the wet well 21 is separated into a first space portion 24 and a second space portion 25 by a partition wall 26 extending in the vertical direction, and the vent pipe 27 is below the first space portion 24 in the suppression pool 22. It is open in the area. The vent line 31 is connected to the first space portion 24 of the wet well 21, and the return line 60 is connected to the second space portion 25 of the wet well 21.

この構成によれば、ベントライン３１上に希ガスフィルタ５７を設置することで、原子炉格納容器１から排出する気体（ベントガス）のうち、水蒸気及び水素ガスを外部環境へ放出することができると共に、放射性希ガスのベントライン３１を介した外部環境への排出を極力抑制することができる。さらに、ウェットウェル２１の気相部２３のうち、ドライウェル１５内の気体が流入する第１空間部２４とは分離された第２空間部２５に戻りライン６０を接続することで、希ガスフィルタ５７で捕集した放射性希ガスを外部電源の供給なしにウェットウェル２１内の閉鎖的な第２空間部２５に閉じ込めることができる。したがって、外部電源の喪失の事態においても、原子炉格納容器１内の蒸気及び水素ガスを外部環境へ継続的に放出可能であると共に、放射性希ガスの外部環境への漏洩を低減することができる。 According to this configuration, by installing the noble gas filter 57 on the vent line 31, water vapor and hydrogen gas among the gases (vent gas) discharged from the reactor containment vessel 1 can be discharged to the external environment. , The discharge of radioactive noble gas to the external environment via the vent line 31 can be suppressed as much as possible. Further, among the gas phase portions 23 of the wet well 21, the return line 60 is connected to the second space portion 25 separated from the first space portion 24 into which the gas in the dry well 15 flows, whereby the noble gas filter is used. The radioactive noble gas collected in 57 can be confined in the closed second space 25 in the wet well 21 without supplying an external power source. Therefore, even in the event of loss of the external power source, the steam and hydrogen gas in the reactor containment vessel 1 can be continuously released to the external environment, and the leakage of the radioactive noble gas to the external environment can be reduced. ..

また、本実施の形態においては、ウェットウェル２１の気相部２３の第１空間部２４と第２空間部２５は径方向に分離されており、第１空間部２４が第２空間部２５よりも径方向内側に位置している。この構成によれば、既設の原子炉格納容器のウェットウェルに対して仕切壁２６を新たに設置することで、本実施の形態に係るベントシステム２０を既設の原子炉格納容器に対して容易に適用することができる。 Further, in the present embodiment, the first space portion 24 and the second space portion 25 of the gas phase portion 23 of the wet well 21 are separated in the radial direction, and the first space portion 24 is separated from the second space portion 25. Is also located inward in the radial direction. According to this configuration, by newly installing the partition wall 26 in the wet well of the existing reactor containment vessel, the vent system 20 according to the present embodiment can be easily installed in the existing reactor containment vessel. Can be applied.

また、本実施の形態においては、ベント管２７が、ウェットウェル２１の径方向内側の位置で上下方向に延在する管本体部２８と、管本体部２８から分岐して径方向外側に延在し、サプレッションプール２２内における第１空間部２４の下方の領域で開口する排気管部２９とを有している。この構成によれば、本実施の形態に係るベントシステム２０を既設の原子炉格納容器に適用する場合において、既設の原子炉格納容器で用いられているベント管をそのまま利用することができる。 Further, in the present embodiment, the vent pipe 27 extends in the vertical direction at a position inside the wet well 21 in the vertical direction, and branches from the pipe main body 28 and extends outward in the radial direction. It also has an exhaust pipe portion 29 that opens in the region below the first space portion 24 in the suppression pool 22. According to this configuration, when the vent system 20 according to the present embodiment is applied to the existing reactor containment vessel, the vent pipe used in the existing reactor containment vessel can be used as it is.

また、本実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステム２０は、ベントライン３１上における希ガスフィルタ５７の上流側に設置され、希ガスフィルタ５７を透過できなかった気体を保持可能な中間容器（容器）５８を更に備えている。この構成によれば、管路と比べて容積が大きな中間容器５８内に希ガスフィルタ５７により捕集された気体が一時的に滞留するので、希ガスフィルタ５７の上流側の圧力が滞留した気体よって直ちに上昇することがなく、希ガスフィルタ５７の蒸気及び水素ガスの透過性能の低下を防ぐことできる。 Further, the reactor containment vessel vent system 20 according to the present embodiment is installed on the upstream side of the rare gas filter 57 on the vent line 31, and is an intermediate vessel capable of holding the gas that could not pass through the rare gas filter 57 (in addition, A container) 58 is further provided. According to this configuration, the gas collected by the rare gas filter 57 temporarily stays in the intermediate container 58 having a larger volume than the pipeline, so that the gas on the upstream side of the rare gas filter 57 stays. Therefore, it does not rise immediately, and it is possible to prevent deterioration of the permeation performance of the steam and hydrogen gas of the noble gas filter 57.

また、本実施の形態においては、希ガスフィルタ５７が希ガスの透過する体積流量が水蒸気及び水素ガスの透過する体積流量と比べて１０分の１以下となるように構成されている。この構成によれば、希ガスフィルタ５７は、既存の膜を利用することで実現可能である。 Further, in the present embodiment, the rare gas filter 57 is configured such that the volumetric flow rate through which the rare gas permeates is 1/10 or less of the volumetric flow rate through which the water vapor and hydrogen gas permeate. According to this configuration, the noble gas filter 57 can be realized by using an existing membrane.

また、本実施の形態においては、希ガスフィルタ５７を、セラミック膜及び高分子膜のいずれか１つによって形成している。この構成によれば、希ガスフィルタ５７として、一般的に入手可能な膜を用いることができる。 Further, in the present embodiment, the noble gas filter 57 is formed of either a ceramic film or a polymer film. According to this configuration, a generally available membrane can be used as the rare gas filter 57.

また、本実施の形態においては、希ガスフィルタ５７が窒化ケイ素を主成分としたセラミック膜によって形成されている。この構成よれば、希ガスフィルタ５７が高い強度と高い耐熱性の特性を備えている。 Further, in the present embodiment, the noble gas filter 57 is formed of a ceramic film containing silicon nitride as a main component. According to this configuration, the noble gas filter 57 has high strength and high heat resistance characteristics.

また、本実施の形態においては、希ガスフィルタ５７が炭素を主成分としたセラミック膜によって形成されている。この構成よれば、希ガスフィルタ５７が高い強度と高い耐熱性の特性を備えている。 Further, in the present embodiment, the noble gas filter 57 is formed of a ceramic film containing carbon as a main component. According to this configuration, the noble gas filter 57 has high strength and high heat resistance characteristics.

また、本実施の形態においては、希ガスフィルタ５７がポリイミドを主成分とした高分子膜によって形成されている。この構成よれば、希ガスフィルタ５７は、希ガスの高い分離性能と水蒸気の高い透過性能の両立が可能である。 Further, in the present embodiment, the rare gas filter 57 is formed of a polymer film containing polyimide as a main component. According to this configuration, the rare gas filter 57 can achieve both high separation performance of rare gas and high permeation performance of water vapor.

［第１の実施の形態の変形例］
次に、本発明の第１の実施の形態の変形例に係る原子炉格納容器ベントシステムについて図２及び図３を用いて説明する。図２は本発明の第１の実施の形態の変形例に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成及び当該システムを用いる原子炉格納容器の構成を模式的に示した図である。図３は図２に示す本発明の第１の実施の形態の変形例に係る原子炉格納容器ベントシステムの一部を構成する冷却器の構造を模式的に示した図である。 [Modified example of the first embodiment]
Next, the reactor containment vessel vent system according to the modified example of the first embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS. 2 and 3. FIG. 2 is a diagram schematically showing the configuration of the reactor containment vessel vent system according to the modified example of the first embodiment of the present invention and the configuration of the reactor containment vessel using the system. FIG. 3 is a diagram schematically showing the structure of a cooler constituting a part of the reactor containment vessel vent system according to the modified example of the first embodiment of the present invention shown in FIG.

図２に示す本発明の第１の実施の形態の変形例に係る原子炉格納容器ベントシステム２０Ａが第１の実施の形態と相違する点は、ベントライン３１上における第２捕集装置３３（希ガスフィルタ５７）の上流側に冷却器３５を追加したことである。第１の実施の形態の変形例のそれ以外の構成は、第１の実施の形態の構成と同様なものである。 The difference between the reactor containment vessel vent system 20A according to the modified example of the first embodiment of the present invention shown in FIG. 2 from the first embodiment is that the second collection device 33 on the vent line 31 ( The cooler 35 was added to the upstream side of the rare gas filter 57). The other configurations of the modified example of the first embodiment are the same as the configurations of the first embodiment.

第１の実施の形態に係るベントシステム２０（図１参照）では、希ガスフィルタ５７の種類によっては、中間容器５８に流入するベントガスの温度が耐熱性条件を超えるので、フィルタ寿命が低下するものがある。そこで、本変形例においては、第２ベント管路４２上におけるヨウ素フィルタ５４と中間容器５８との間であって遮蔽壁５５の外側の位置に冷却器３５を設置している。ヨウ素フィルタ５４を通過したベントガスを冷却器３５によって冷却することで、ベントガス中の蒸気が凝縮するので、中間容器５８に流入するベントガスの温度を希ガスフィルタ５７の耐熱性条件を満たすように低下させることができる。 In the vent system 20 (see FIG. 1) according to the first embodiment, the temperature of the vent gas flowing into the intermediate container 58 exceeds the heat resistance condition depending on the type of the rare gas filter 57, so that the filter life is shortened. There is. Therefore, in this modification, the cooler 35 is installed at a position outside the shielding wall 55 between the iodine filter 54 and the intermediate container 58 on the second vent pipe line 42. By cooling the bent gas that has passed through the iodine filter 54 with the cooler 35, the vapor in the bent gas is condensed, so that the temperature of the bent gas flowing into the intermediate container 58 is lowered so as to satisfy the heat resistance condition of the rare gas filter 57. be able to.

冷却器３５は、例えば、空気又は水の自然対流を用いてベントガスを冷却するものであり、交流電源などの外部動力がなくても作動する受動部品である。具体的には、冷却器３５は、図３に示すように、上下方向に延在する第２ベント管路４２の一部分４２ａと、第２ベント管路４２の当該一部分４２ａの外周側を間隔をあけて囲う筒状のカバー５９とで構成されている。第２ベント管路４２の当該一部分４２ａとカバー５９との間に空気が流通可能な環状の冷却流路Ｐが形成されている。なお、第２ベント管路４２及び冷却器３５は、フィルタベント容器５１よりも高い位置に配置されるものとする。 The cooler 35 cools the bent gas by using, for example, natural convection of air or water, and is a passive component that operates without external power such as an AC power source. Specifically, as shown in FIG. 3, the cooler 35 has a space between a part 42a of the second vent pipe line 42 extending in the vertical direction and the outer peripheral side of the part 42a of the second vent pipe line 42. It is composed of a tubular cover 59 that is opened and enclosed. An annular cooling flow path P through which air can flow is formed between the portion 42a of the second vent pipeline 42 and the cover 59. The second vent pipeline 42 and the cooler 35 are arranged at a position higher than the filter vent container 51.

次に、本変形例に係るベントシステムにおける冷却器の作用及び効果を図２及び図３を用いて説明する。図２中、白抜き矢印はベントガスの流れの方向を、丸囲みの数字はベントガスを構成する気体のおおよその種類を示している。図３中、太矢印はベントガスの流れの方向を、白抜き矢印は冷却空気の流れの方向を示している。 Next, the operation and effect of the cooler in the vent system according to this modification will be described with reference to FIGS. 2 and 3. In FIG. 2, the white arrows indicate the direction of the vent gas flow, and the circled numbers indicate the approximate types of gas constituting the vent gas. In FIG. 3, the thick arrow indicates the direction of the bent gas flow, and the white arrow indicates the direction of the cooling air flow.

図２に示すように、ヨウ素フィルタ５４を通過した高温の蒸気を含むベントガスは、第２ベント管路４２中を流れる。このとき、図３に示すように、第２ベント管路４２の一部分４２ａとカバー５９との間隙である冷却流路Ｐには、ベントガスよりも低温の外気Ｃが流入する。冷却流路Ｐ内の外気Ｃは、第２ベント管路４２中を流れるベントガスの熱により暖められるので、当該外気Ｃには煙突効果により上昇気流が生じる。そのため、この冷却流路Ｐには、カバー５９の下方から新たに外気Ｃが取り込まれる。なお、カバー５９の長さをより長く設定することで、より大きな煙突効果を得ることができる。 As shown in FIG. 2, the bent gas containing the high-temperature steam that has passed through the iodine filter 54 flows through the second vent pipe 42. At this time, as shown in FIG. 3, outside air C having a temperature lower than that of the vent gas flows into the cooling flow path P, which is a gap between a part 42a of the second vent pipe 42 and the cover 59. Since the outside air C in the cooling flow path P is warmed by the heat of the vent gas flowing in the second vent pipe 42, an updraft is generated in the outside air C due to the chimney effect. Therefore, the outside air C is newly taken into the cooling flow path P from below the cover 59. By setting the length of the cover 59 longer, a larger chimney effect can be obtained.

冷却流路Ｐを流れる上昇気流の外気Cによって、第２ベント管路４２の当該一部分４２ａを流れる蒸気を含むベントガスが冷却される。このとき、ベントガスの温度が蒸気の露点以下にまで降下すると、ベントガス中に含まれている蒸気が凝縮する。蒸気の凝縮により生じた凝縮水Ｗは、自重によって第２ベント管路４２の上流側（下方側）に流下し、図２に示すフィルタベント容器５１内に戻され、最終的にスクラビング水５２として貯留される。 The outside air C of the updraft flowing through the cooling flow path P cools the vent gas containing steam flowing through the portion 42a of the second vent pipeline 42. At this time, when the temperature of the bent gas drops below the dew point of the steam, the steam contained in the bent gas condenses. The condensed water W generated by the condensation of steam flows down to the upstream side (lower side) of the second vent pipeline 42 by its own weight, is returned to the filter vent container 51 shown in FIG. 2, and is finally used as scrubbing water 52. It is stored.

このように、本変形例においては、冷却器３５によりベントガス中の蒸気が凝縮するので、冷却器３５を通過したベントガスは、主に、水素ガスや窒素ガス、放射性希ガスなどの非凝縮性ガスで占められている。したがって、非凝縮性ガスがベントガスとして中間容器５８に流入する。 As described above, in this modification, the vapor in the bent gas is condensed by the cooler 35, so that the bent gas that has passed through the cooler 35 is mainly a non-condensable gas such as hydrogen gas, nitrogen gas, or radioactive noble gas. Is occupied by. Therefore, the non-condensable gas flows into the intermediate container 58 as a vent gas.

また、本変形例においては、冷却器３５を用いたベントガスの冷却により生じた凝縮水を自重によってフィルタベント容器５１まで流下させてスクラビング水５２として貯留している。このため、フィルタベント容器５１内のスクラビング水５２の減少を抑える効果を期待することができる。 Further, in this modification, the condensed water generated by cooling the vent gas using the cooler 35 is allowed to flow down to the filter vent container 51 by its own weight and stored as scrubbing water 52. Therefore, the effect of suppressing the decrease of the scrubbing water 52 in the filter vent container 51 can be expected.

上述したように、本発明の第１の実施の形態の変形例に係る原子炉格納容器ベントシステム２０Ａによれば、第１の実施の形態と同様に、ベントライン３１上の希ガスフィルタ５７によって、原子炉格納容器１から排出する気体（ベントガス）のうち、水蒸気及び水素ガスを外部環境へ放出することができると共に、放射性希ガスのベントライン３１を介した外部環境への放出を極力抑制することができる。さらに、ウェットウェル２１の気相部２３のうち、ドライウェル１５内の気体が流入する第１空間部２４とは分離された第２空間部２５に戻りライン６０を接続することで、希ガスフィルタ５７で捕集した放射性希ガスを外部電源の供給なしにウェットウェル２１の閉鎖的な第２空間部２５に閉じ込めることができる。したがって、外部電源の喪失の事態でも、原子炉格納容器１内の蒸気及び水素ガスを外部環境へ継続的に放出可能であると共に、放射性希ガスの外部環境への漏洩を低減することができる。 As described above, according to the reactor containment vessel vent system 20A according to the modification of the first embodiment of the present invention, the noble gas filter 57 on the vent line 31 is used as in the first embodiment. Of the gas (vent gas) discharged from the reactor containment vessel 1, water vapor and hydrogen gas can be released to the external environment, and the release of radioactive noble gas to the external environment via the vent line 31 is suppressed as much as possible. be able to. Further, among the gas phase portions 23 of the wet well 21, the return line 60 is connected to the second space portion 25 separated from the first space portion 24 into which the gas in the dry well 15 flows, whereby the noble gas filter is used. The radioactive noble gas collected in 57 can be confined in the closed second space 25 of the wet well 21 without supplying an external power source. Therefore, even in the situation of loss of the external power source, the steam and hydrogen gas in the reactor containment vessel 1 can be continuously released to the external environment, and the leakage of the radioactive noble gas to the external environment can be reduced.

また、本変形例に係る原子炉格納容器ベントシステム２０Ａは、ベントライン３１上における希ガスフィルタ５７よりも上流側に設置されベントライン３１を流れる気体を冷却する冷却器３５を更に備えている。この構成よれば、希ガスフィルタ５７に導入される気体（ベントガス）を冷却器３５によって冷却するので、高温のベントガスによる希ガスフィルタ５７の透過性能の劣化を防止することができる。 Further, the reactor containment vessel vent system 20A according to the present modification further includes a cooler 35 installed on the upstream side of the rare gas filter 57 on the vent line 31 and cooling the gas flowing through the vent line 31. According to this configuration, since the gas (vent gas) introduced into the rare gas filter 57 is cooled by the cooler 35, it is possible to prevent deterioration of the permeation performance of the rare gas filter 57 due to the high temperature vent gas.

［第２の実施の形態］
次に、本発明の第２の実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成について図４を用いて説明する。図４は本発明の第２の実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成及び当該システムを用いる原子炉格納容器の構成を模式的に示した図である。図４中、白抜き矢印はベントガスの流れの方向を、丸囲みの数字はベントガスを構成する気体のおおよその種類を示している。 [Second Embodiment]
Next, the configuration of the reactor containment vessel vent system according to the second embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. FIG. 4 is a diagram schematically showing the configuration of the reactor containment vessel vent system according to the second embodiment of the present invention and the configuration of the reactor containment vessel using the system. In FIG. 4, the white arrows indicate the direction of the vent gas flow, and the circled numbers indicate the approximate types of gas constituting the vent gas.

図４に示す本発明の第２の実施の形態に係るベントシステム２０Ｂが第１の実施の形態と相違する点は、ウェットウェル２１Ｂの気相部２３の第１空間部２４Ｂと第２空間部２５Ｂの径方向位置が逆転していること、及び、ベント管２７Ｂの排気管部２９Ｂが異なることである。第２の実施の形態のそれ以外の構成は、第１の実施の形態の構成と同様なものである。 The difference between the vent system 20B according to the second embodiment of the present invention shown in FIG. 4 and the first embodiment is that the first space portion 24B and the second space portion of the gas phase portion 23 of the wet well 21B are different. The radial position of 25B is reversed, and the exhaust pipe portion 29B of the vent pipe 27B is different. The other configurations of the second embodiment are the same as the configurations of the first embodiment.

具体的には、ベントライン３１が接続されるウェットウェル２１Ｂの第１空間部２４Ｂは、戻りライン６０が接続される第２空間部２５Ｂよりも径方向外側に位置している。すなわち、第２空間部２５Ｂは、第１空間部２４Ｂよりも原子炉建屋から遠い位置に形成されている。戻りライン６０の戻り管路６１の下流側端部６１ｂが仕切壁２６を貫通して第２空間部２５Ｂに開口している。ベント管２７Ｂは、ウェットウェル２１Ｂの径方向内側に位置するペデスタル５に埋設され、上下方向に延在する管本体部２８と、管本体部２８から分岐し、サプレッションプール２２における第２空間部２５Ｂの下方の領域を通過して第１空間部２４Ｂの下方の領域まで延在して開口する排気管部２９Ｂとを有している。サプレッションプール２２における第１空間部２４Ｂの下方の領域（サプレッションプール２２の径方向外側の領域）には、クエンチャ１０が配置されている。第１空間部２４Ｂは、ドライウェル１５からベント管２７Ｂの排気管部２９Ｂを介してサプレッションプール２２へ放出された高圧の気体が導入されると共に主蒸気逃し安全弁排気管９からクエンチャ１０を介してサプレッションプール２２へ放出された高圧の気体が導入される領域となるように構成されている。一方、第２空間部２５Ｂは、仕切壁２６によって第１空間部２４Ｂとは完全に分離された閉鎖的な空間となるように構成されている。 Specifically, the first space portion 24B of the wet well 21B to which the vent line 31 is connected is located radially outside the second space portion 25B to which the return line 60 is connected. That is, the second space portion 25B is formed at a position farther from the reactor building than the first space portion 24B. The downstream end portion 61b of the return pipeline 61 of the return line 60 penetrates the partition wall 26 and opens into the second space portion 25B. The vent pipe 27B is embedded in a pedestal 5 located radially inside the wet well 21B, and branches from the pipe main body 28 extending in the vertical direction and the pipe main body 28, and is a second space 25B in the suppression pool 22. It has an exhaust pipe portion 29B that extends through the region below the first space portion 24B and opens to the region below the first space portion 24B. A quencher 10 is arranged in a region below the first space portion 24B in the suppression pool 22 (a region radially outside the suppression pool 22). In the first space portion 24B, a high-pressure gas discharged from the dry well 15 through the exhaust pipe portion 29B of the vent pipe 27B to the suppression pool 22 is introduced, and at the same time, the main steam escape safety valve exhaust pipe 9 is introduced through the quencher 10. It is configured to be a region where the high-pressure gas released into the suppression pool 22 is introduced. On the other hand, the second space portion 25B is configured to be a closed space completely separated from the first space portion 24B by the partition wall 26.

第１の実施の形態に係るベントシステム２０（図１参照）においては、ベントライン３１が接続されるウェットウェル２１の第１空間部２４が戻りライン６０が接続される第２空間部２５よりも径方向内側に位置している。すなわち、第２空間部２５は、第１空間部２４よりも原子炉建屋に近い位置に形成されている。希ガスフィルタ５７で捕集された放射性希ガスを含む気体は、戻りライン６０を介してウェットウェル２１の第２空間部２５に戻される。しかし、ウェットウェル２１の径方向外側に位置する第２空間部２５に閉じ込められた放射性希ガスは、ウェットウェル２１を区画する外周側の構造物（周壁１１ｃ）に設けたシール部を介して原子炉建屋側へ漏洩する虞がある。 In the vent system 20 (see FIG. 1) according to the first embodiment, the first space portion 24 of the wet well 21 to which the vent line 31 is connected is larger than the second space portion 25 to which the return line 60 is connected. It is located inward in the radial direction. That is, the second space portion 25 is formed at a position closer to the reactor building than the first space portion 24. The gas containing the radioactive noble gas collected by the rare gas filter 57 is returned to the second space portion 25 of the wet well 21 via the return line 60. However, the radioactive noble gas confined in the second space portion 25 located on the radial outer side of the wet well 21 is atomized through the seal portion provided on the outer peripheral structure (peripheral wall 11c) that partitions the wet well 21. There is a risk of leakage to the reactor building side.

それに対して、本実施の形態においては、第２空間部２５Ｂが第１空間部２４Ｂよりも原子炉建屋から遠い位置の径方向内側に形成されている。したがって、希ガスフィルタ５７に捕集されてウェットウェル２１Ｂの第２空間部２５Ｂに戻された放射性希ガスは、ウェットウェル２１Ｂの外周側に位置する原子炉建屋側へ漏洩することはない。 On the other hand, in the present embodiment, the second space portion 25B is formed radially inside at a position farther from the reactor building than the first space portion 24B. Therefore, the radioactive noble gas collected by the rare gas filter 57 and returned to the second space 25B of the wet well 21B does not leak to the reactor building side located on the outer peripheral side of the wet well 21B.

上述した本発明の第２の実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステム２０Ｂによれば、第１の実施の形態と同様に、ベントライン３１上の希ガスフィルタ５７によって、原子炉格納容器１から排出する気体（ベントガス）のうち、水蒸気及び水素ガスを外部環境へ放出することができると共に、放射性希ガスのベントライン３１を介した外部環境への排出を極力抑制することができる。さらに、ウェットウェル２１Ｂの気相部２３のうち、ドライウェル１５内の気体が流入する第１空間部２４Ｂとは分離された第２空間部２５Ｂに戻りライン６０を接続することで、希ガスフィルタ５７で捕集した放射性希ガスを外部電源の供給なしにウェットウェル２１Ｂの閉鎖的な第２空間部２５Ｂに閉じ込めることができる。したがって、外部電源の喪失の事態でも、原子炉格納容器１内の蒸気及び水素ガスを外部環境へ継続的に放出可能であると共に、放射性希ガスの外部環境への漏洩を低減することができる。 According to the reactor containment vessel vent system 20B according to the second embodiment of the present invention described above, the reactor containment vessel 1 is provided by the rare gas filter 57 on the vent line 31 as in the first embodiment. Of the gases (vent gas) discharged from the reactor, steam and hydrogen gas can be released to the external environment, and the discharge of radioactive noble gas to the external environment via the vent line 31 can be suppressed as much as possible. Further, of the gas phase portion 23 of the wet well 21B, the return line 60 is connected to the second space portion 25B separated from the first space portion 24B into which the gas in the dry well 15 flows, thereby connecting the rare gas filter. The radioactive noble gas collected in 57 can be confined in the closed second space 25B of the wet well 21B without supplying an external power source. Therefore, even in the situation of loss of the external power source, the steam and hydrogen gas in the reactor containment vessel 1 can be continuously released to the external environment, and the leakage of the radioactive noble gas to the external environment can be reduced.

また、本実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステム２０Ｂにおいては、ウェットウェル２１Ｂの第１空間部２４Ｂと第２空間部２５Ｂは径方向に分離されており、第１空間部２４Ｂが第２空間部２５Ｂよりも径方向外側に位置している。この構成によれば、希ガスフィルタ５７に捕集されてウェットウェル２１Ｂの第２空間部２５Ｂに戻された放射性希ガスが、ウェットウェル２１Ｂを区画する構造物に設けたシール部を介して原子炉格納容器１の外部へ漏洩することがない。 Further, in the reactor containment vessel vent system 20B according to the present embodiment, the first space portion 24B and the second space portion 25B of the wet well 21B are separated in the radial direction, and the first space portion 24B is the second space portion 24B. It is located radially outside the space portion 25B. According to this configuration, the radioactive noble gas collected by the rare gas filter 57 and returned to the second space portion 25B of the wet well 21B is atomized through the seal portion provided in the structure partitioning the wet well 21B. It does not leak to the outside of the reactor containment vessel 1.

また、本実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステム２０Ｂにおいては、ベント管２７Ｂが、ウェットウェル２１Ｂの径方向内側の位置で上下方向に延在する管本体部２８と、管本体部２８から分岐し、サプレッションプール２２内における第２空間部２５Ｂの下方の領域を通過して第１空間部２４Ｂの下方の領域まで延在して開口する排気管部２９Ｂとを有している。 Further, in the reactor containment vessel vent system 20B according to the present embodiment, the vent pipe 27B extends vertically from the pipe body 28 and the pipe body 28 at the position inside the wet well 21B in the radial direction. It has an exhaust pipe portion 29B that branches and passes through the region below the second space portion 25B in the suppression pool 22 and extends to the region below the first space portion 24B to open.

この構成によれば、既設の原子炉格納容器で用いられているベント管のうち、排気管部を改修することで、既設の原子力プラントに対して本実施の形態を適用することが可能である。このため、既設の原子炉格納容器の改修が容易である。 According to this configuration, among the vent pipes used in the existing reactor containment vessel, the present embodiment can be applied to the existing nuclear power plant by repairing the exhaust pipe portion. .. Therefore, it is easy to repair the existing reactor containment vessel.

［第３の実施の形態］
次に、本発明の第３の実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステムについて図５を用いて説明する。図５は本発明の第３の実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成及び当該システムを用いる原子炉格納容器の構成を模式的に示した図である。図５中、白抜き矢印はベントガスの流れの方向を、丸囲みの数字はベントガスを構成する気体のおおよその種類を示している。 [Third Embodiment]
Next, the reactor containment vessel vent system according to the third embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. FIG. 5 is a diagram schematically showing the configuration of the reactor containment vessel vent system according to the third embodiment of the present invention and the configuration of the reactor containment vessel using the system. In FIG. 5, the white arrows indicate the direction of the vent gas flow, and the circled numbers indicate the approximate types of gas constituting the vent gas.

図５に示す本発明の第３の実施の形態に係るベントシステム２０Ｃが第１の実施の形態と相違する点は、ウェットウェル２１Ｃの気相部２３の第１空間部２４Ｃと第２空間部２５Ｃの径方向位置が逆転していること、及び、ベント管２７Ｃの配置が異なることである。第３の実施の形態のそれ以外の構成は、第１の実施の形態の構成と同様なものである。 The difference between the vent system 20C according to the third embodiment of the present invention shown in FIG. 5 and the first embodiment is that the first space portion 24C and the second space portion of the gas phase portion 23 of the wet well 21C are different. The radial position of 25C is reversed, and the arrangement of the vent pipe 27C is different. The other configurations of the third embodiment are the same as the configurations of the first embodiment.

具体的には、ベントライン３１が接続されるウェットウェル２１Ｃの第１空間部２４Ｃは、戻りライン６０が接続される第２空間部２５Ｃよりも径方向外側に位置している。すなわち、第２空間部２５Ｃは、第１空間部２４Ｃよりも原子炉建屋から遠い位置に形成されている。戻りライン６０の戻り管路６１の下流側端部６１ｂが仕切壁２６を貫通して第２空間部２５Ｃに開口している。ベント管２７Ｃは、ウェットウェル２１Ｃの径方向外側に位置する原子炉格納容器１の周壁１１ｃに埋設され、上下方向に延在する管本体部２８Ｃと、管本体部２８Ｃから分岐して径方向内側に延在し、サプレッションプール２２における第１空間部２４Ｃの下方の領域で開口する排気管部２９Ｃとを有している。サプレッションプール２２における第１空間部２４Ｃの下方の領域（サプレッションプール２２の径方向外側の領域）には、クエンチャ１０が配置されている。第１空間部２４Ｃは、ドライウェル１５からベント管２７Ｃの排気管部２９Ｃを介してサプレッションプール２２へ放出された高圧の気体が導入されると共に主蒸気逃し安全弁排気管９からクエンチャ１０を介してサプレッションプール２２へ放出された気体が導入される気相部２３の領域となるように構成されている。一方、第２空間部２５Ｃは、仕切壁２６によって第１空間部２４Ｃとは完全に分離された閉鎖的な空間となるように構成されている。 Specifically, the first space portion 24C of the wet well 21C to which the vent line 31 is connected is located radially outside the second space portion 25C to which the return line 60 is connected. That is, the second space portion 25C is formed at a position farther from the reactor building than the first space portion 24C. The downstream end portion 61b of the return pipeline 61 of the return line 60 penetrates the partition wall 26 and opens into the second space portion 25C. The vent pipe 27C is embedded in the peripheral wall 11c of the reactor containment vessel 1 located on the radial outside of the wet well 21C, and branches from the pipe main body 28C extending in the vertical direction and the pipe main body 28C to the inside in the radial direction. It has an exhaust pipe portion 29C that extends to and opens in the region below the first space portion 24C in the suppression pool 22. A quencher 10 is arranged in a region below the first space portion 24C in the suppression pool 22 (a region radially outside the suppression pool 22). In the first space portion 24C, a high-pressure gas discharged from the dry well 15 through the exhaust pipe portion 29C of the vent pipe 27C to the suppression pool 22 is introduced, and at the same time, the main steam escape safety valve exhaust pipe 9 is introduced through the quencher 10. It is configured to be a region of the gas phase portion 23 into which the gas released into the suppression pool 22 is introduced. On the other hand, the second space portion 25C is configured to be a closed space completely separated from the first space portion 24C by the partition wall 26.

本実施の形態においては、第２空間部２５Ｃが第１空間部２４Ｃよりも原子炉建屋から遠い位置の径方向内側に形成されている。したがって、希ガスフィルタ５７に捕集されてウェットウェル２１Ｃの第２空間部２５Ｃに戻された放射性希ガスは、ウェットウェル２１Ｃの外周側に位置する原子炉建屋側へ漏洩することはない。 In the present embodiment, the second space portion 25C is formed radially inside at a position farther from the reactor building than the first space portion 24C. Therefore, the radioactive noble gas collected by the rare gas filter 57 and returned to the second space 25C of the wet well 21C does not leak to the reactor building side located on the outer peripheral side of the wet well 21C.

上述した本発明の第３の実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステム２０Ｃによれば、第１の実施の形態と同様に、ベントライン３１上の希ガスフィルタ５７によって、原子炉格納容器１から排出する気体（ベントガス）のうち、水蒸気及び水素ガスを外部環境へ放出することができると共に、放射性希ガスのベントライン３１を介した外部環境への排出を極力抑制することができる。さらに、ウェットウェル２１Ｃの気相部２３のうち、ドライウェル１５内の気体が流入する第１空間部２４Ｃとは分離された第２空間部２５Ｃに戻りライン６０を接続することで、希ガスフィルタ５７で捕集した放射性希ガスを外部電源の供給なしにウェットウェル２１Ｃの閉鎖的な第２空間部２５Ｃに閉じ込めることができる。したがって、外部電源の喪失の事態でも、原子炉格納容器１内の蒸気及び水素ガスを外部環境へ継続的に放出可能であると共に、放射性希ガスの外部環境への漏洩を低減することができる。 According to the reactor containment vessel vent system 20C according to the third embodiment of the present invention described above, the reactor containment vessel 1 is provided by the rare gas filter 57 on the vent line 31 as in the first embodiment. Of the gases (vent gas) discharged from the reactor, steam and hydrogen gas can be released to the external environment, and the discharge of radioactive noble gas to the external environment via the vent line 31 can be suppressed as much as possible. Further, of the gas phase portion 23 of the wet well 21C, the return line 60 is connected to the second space portion 25C separated from the first space portion 24C into which the gas in the dry well 15 flows, thereby connecting the rare gas filter. The radioactive noble gas collected in 57 can be confined in the closed second space 25C of the wet well 21C without supplying an external power source. Therefore, even in the situation of loss of the external power source, the steam and hydrogen gas in the reactor containment vessel 1 can be continuously released to the external environment, and the leakage of the radioactive noble gas to the external environment can be reduced.

また、本実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステム２０Ｃにおいては、
ウェットウェル２１Ｃの第１空間部２４Ｃと第２空間部２５Ｃは径方向に分離されており、第１空間部２４Ｃが第２空間部２５Ｃよりも径方向外側に位置している。この構成によれば、希ガスフィルタ５７に捕集されてウェットウェル２１Ｃの第２空間部２５Ｃに戻された放射性希ガスが、ウェットウェル２１Ｃを区画する構造物に設けたシール部を介して原子炉格納容器１の外部へ漏洩することがない。 Further, in the reactor containment vessel vent system 20C according to the present embodiment,
The first space portion 24C and the second space portion 25C of the wet well 21C are separated in the radial direction, and the first space portion 24C is located radially outside the second space portion 25C. According to this configuration, the radioactive noble gas collected by the rare gas filter 57 and returned to the second space 25C of the wet well 21C is atomized through the seal portion provided in the structure partitioning the wet well 21C. It does not leak to the outside of the reactor containment vessel 1.

また、本実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステム２０Ｃにおいては、ベント管２７Ｃが、ウェットウェル２１Ｃの径方向外側の位置で上下方向に延在する管本体部２８Ｃと、管本体部２８Ｃから分岐して径方向内側に延在し、サプレッションプール２２内における第１空間部２４Ｃの下方の領域で開口する排気管部２９Ｃとを有している。この構成によれば、ベント管２７Ｃの排気管部２９Ｃの長さを特段長くすることなく、サプレッションプール２２における第１空間部２４Ｃの下方の領域で排気管部２９Ｃを開口させることができる。したがって、排気管部２９Ｃの長さに起因した強度上の問題が生じることはない。 Further, in the reactor containment vessel vent system 20C according to the present embodiment, the vent pipe 27C extends from the pipe main body 28C and the pipe main body 28C extending in the vertical direction at the position outside the radial direction of the wet well 21C. It has an exhaust pipe portion 29C that branches and extends inward in the radial direction and opens in a region below the first space portion 24C in the suppression pool 22. According to this configuration, the exhaust pipe portion 29C can be opened in the region below the first space portion 24C in the suppression pool 22 without particularly increasing the length of the exhaust pipe portion 29C of the vent pipe 27C. Therefore, there is no problem in strength due to the length of the exhaust pipe portion 29C.

［その他の実施の形態］
なお、本発明は上述した第１～第３の実施の形態及びその変形例に限られるものではなく、様々な変形例が含まれる。上記した実施形態は本発明をわかり易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。例えば、ある実施形態の構成の一部を他の実施の形態の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施形態の構成に他の実施の形態の構成を加えることも可能である。また、各実施形態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。 [Other embodiments]
The present invention is not limited to the above-mentioned first to third embodiments and modifications thereof, and includes various modifications. The above-described embodiments have been described in detail in order to explain the present invention in an easy-to-understand manner, and are not necessarily limited to those having all the described configurations. For example, it is possible to replace a part of the configuration of one embodiment with the configuration of another embodiment, and it is also possible to add the configuration of another embodiment to the configuration of one embodiment. It is also possible to add, delete, or replace a part of the configuration of each embodiment with another configuration.

例えば、上述した本発明の原子炉格納容器ベントシステムの第１～第３の実施の形態及びその変形例においては、改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）に適用した例を示した。しかし、サプレッションプール２２及び気相部２３を含むウェットウェル２１、２１Ｂ、２１Ｃを備えた沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）に対して、本発明の原子炉格納容器ベントシステムを適用することが可能である。例えば、本実施の形態及びその変形例においては、原子炉格納容器１をペデスタル５及びダイヤフラムフロア６によってドライウェル１５とウェットウェル２１、２１Ｂ、２１Ｃとに区画した構成の例を示した。しかし、ペデスタル５及びダイヤフラムフロア６とは異なる構造によってドライウェルとウェットウェルとを区画する構成も可能である。 For example, in the first to third embodiments of the reactor containment vessel vent system of the present invention described above and modifications thereof, an example applied to an advanced boiling water reactor (ABWR) is shown. However, it is possible to apply the reactor containment vessel vent system of the present invention to a boiling water reactor (BWR) equipped with wet wells 21, 21B, 21C including a suppression pool 22 and a gas phase portion 23. be. For example, in the present embodiment and its modifications, an example of a configuration in which the reactor containment vessel 1 is divided into a dry well 15 and a wet well 21, 21B, 21C by a pedestal 5 and a diaphragm floor 6 is shown. However, it is also possible to partition the dry well and the wet well by a structure different from that of the pedestal 5 and the diaphragm floor 6.

また、上述した本発明の原子炉格納容器ベントシステムの第１～第３の実施の形態及びその変形例においては、仕切壁２６をダイヤフラムフロア６からサプレッションプール２２中における格納容器本体１１の底部１１ｂに到達しない位置まで垂下した筒状の構造物とした例を示した。しかし、仕切壁は、ダイヤフラムフロア６から格納容器本体１１の底部１１ｂまで延在する筒状の構造物であって、サプレッションプール２２のプール水が通過可能な貫通孔を有する構成も可能である。 Further, in the first to third embodiments of the reactor containment vessel vent system of the present invention described above and modifications thereof, the partition wall 26 is provided from the diaphragm floor 6 to the bottom portion 11b of the containment vessel body 11 in the suppression pool 22. An example of a tubular structure that hangs down to a position where it does not reach is shown. However, the partition wall is a tubular structure extending from the diaphragm floor 6 to the bottom portion 11b of the containment vessel main body 11, and may have a through hole through which the pool water of the suppression pool 22 can pass.

また、上述した本発明の第１の実施の形態の変形例に係る原子炉格納容器ベントシステムの一部を構成する冷却器３５を第２～第３の実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステムに対しても適用することが可能である。 Further, the cooler 35 constituting a part of the reactor containment vessel vent system according to the modification of the first embodiment of the present invention described above is the reactor containment vessel vent according to the second to third embodiments. It can also be applied to the system.

また、上述した本発明の原子炉格納容器ベントシステムの第１の実施の形態の変形例においては、第２ベント管路４２の冷却に外気の自然対流を用いる構成の例を示した。しかし、第２ベント管路４２の冷却には、冷却水の自然対流を用いる構成も可能である。この場合、冷却水を収容する容器を冷却器３５よりも高い位置に設置し、容器と冷却器との水頭差を利用して第２ベント管路４２の一部分４２ａと流路カバー５９との間に形成された冷却流路Ｐ内に冷却水を流入させることで、第２ベント管路４２を流れるベントガスを冷却することができる。 Further, in the modified example of the first embodiment of the reactor containment vessel vent system of the present invention described above, an example of a configuration in which natural convection of outside air is used for cooling the second vent pipeline 42 is shown. However, it is also possible to use natural convection of cooling water for cooling the second vent pipeline 42. In this case, the container for accommodating the cooling water is installed at a position higher than the cooler 35, and the water head difference between the container and the cooler is used to be used between a part 42a of the second vent pipeline 42 and the flow path cover 59. By allowing the cooling water to flow into the cooling flow path P formed in the above, the vent gas flowing through the second vent pipeline 42 can be cooled.

１…原子炉格納容器、 ３…原子炉圧力容器、 １５…ドライウェル、 ２０、２０Ａ、２０Ｂ、２０Ｃ…原子炉格納容器ベントシステム、 ２１、２１Ｂ、２１Ｃ…ウェットウェル、 ２２…サプレッションプール、 ２３…気相部、 ２４、２４Ｂ、２４Ｃ…第１空間部、 ２５、２５Ｂ、２５Ｃ…第２空間部、 ２６…仕切壁、 ２７、２７Ｂ、２７Ｃ…ベント管、 ２８、２８Ｃ…管本体部、 ２９、２９Ｂ、２９Ｃ…排気管部、 ３１…ベントライン、 ３５…冷却器、 ５７…希ガスフィルタ、 ５８…中間容器（容器）、 ６０…戻りライン 1 ... Reactor containment vessel, 3 ... Reactor pressure vessel, 15 ... Drywell, 20, 20A, 20B, 20C ... Reactor containment vessel vent system, 21, 21B, 21C ... Wetwell, 22 ... Suppression pool, 23 ... Gas phase part, 24, 24B, 24C ... 1st space part, 25, 25B, 25C ... 2nd space part, 26 ... partition wall, 27, 27B, 27C ... bent pipe, 28, 28C ... pipe body part, 29, 29B, 29C ... Exhaust pipe, 31 ... Vent line, 35 ... Cooler, 57 ... Rare gas filter, 58 ... Intermediate container (container), 60 ... Return line

Claims (13)

原子炉圧力容器を配置するドライウェルが形成された原子炉格納容器から気体を排出する原子炉格納容器ベントシステムであって、
前記ドライウェルとは区画されるように前記原子炉格納容器に形成され、プール水を貯留したサプレッションプール及び前記サプレッションプールの上方に形成された気相部を内部に有するウェットウェルと、
一方が前記ドライウェルに開口すると共に他方が前記サプレッションプール内に開口するベント管と、
前記ウェットウェルの前記気相部から前記原子炉格納容器外の外部環境までの流路を形成するベントラインと、
前記ベントライン上に設置され、同一の条件下において希ガスの透過する体積流量が水蒸気及び水素ガスの場合と比べて少なくなる特性を有する希ガスフィルタと、
前記ベントライン上における前記希ガスフィルタよりも上流側の部分と前記ウェットウェルの前記気相部とに接続された流路を形成する戻りラインとを備え、
前記ウェットウェルの前記気相部は、上下方向に延びる仕切壁によって第１空間部と第２空間部とに分離され、
前記ベント管は、前記サプレッションプール内における前記第１空間部の下方の領域で開口し、
前記ベントラインは、前記ウェットウェルの前記第１空間部に接続され、
前記戻りラインは、前記ウェットウェルの前記第２空間部に接続される
ことを特徴とする原子炉格納容器ベントシステム。 A reactor containment vessel vent system that discharges gas from a reactor containment vessel in which a drywell is formed in which a reactor pressure vessel is placed.
A wet well having a suppression pool formed in the reactor containment vessel so as to be partitioned from the dry well and storing pool water and a gas phase portion formed above the suppression pool inside.
A vent tube, one opening into the drywell and the other opening into the suppression pool.
A vent line forming a flow path from the gas phase portion of the wet well to the external environment outside the reactor containment vessel, and
A rare gas filter installed on the vent line and having a characteristic that the volumetric flow rate through which the rare gas permeates is smaller than that of steam and hydrogen gas under the same conditions.
A return line forming a flow path connected to a portion upstream of the noble gas filter on the vent line and the gas phase portion of the wet well is provided.
The gas phase portion of the wet well is separated into a first space portion and a second space portion by a partition wall extending in the vertical direction.
The vent tube opens in the area below the first space in the suppression pool.
The vent line is connected to the first space portion of the wet well.
The reactor containment vessel vent system, characterized in that the return line is connected to the second space portion of the wet well. 請求項１に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記第１空間部と前記第２空間部は、径方向に分離されており、
前記第１空間部は、前記第２空間部よりも径方向内側に位置する
ことを特徴とする原子炉格納容器ベントシステム。 In the reactor containment vessel vent system according to claim 1,
The first space portion and the second space portion are separated in the radial direction.
The reactor containment vessel vent system is characterized in that the first space portion is located radially inside the second space portion. 請求項２に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記ベント管は、
前記ウェットウェルの径方向内側の位置で上下方向に延在する管本体部と、
前記管本体部から分岐して径方向外側に延在し、前記サプレッションプール内における前記第１空間部の下方の領域で開口する排気管部とを有する
ことを特徴とする原子炉格納容器ベントシステム。 In the reactor containment vessel vent system according to claim 2.
The vent pipe is
The pipe body extending in the vertical direction at the position inside the wet well in the radial direction,
A reactor containment vessel vent system characterized by having an exhaust pipe portion that branches from the pipe body portion and extends radially outwardly and opens in a region below the first space portion in the suppression pool. .. 請求項１に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記第１空間部と前記第２空間部は、径方向に分離されており、
前記第１空間部は、前記第２空間部よりも径方向外側に位置する
ことを特徴とする原子炉格納容器ベントシステム。 In the reactor containment vessel vent system according to claim 1,
The first space portion and the second space portion are separated in the radial direction.
The reactor containment vessel vent system is characterized in that the first space portion is located radially outside the second space portion. 請求項４に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記ベント管は、
前記ウェットウェルの径方向内側の位置で上下方向に延在する管本体部と、
前記管本体部から分岐し、前記サプレッションプール内における前記第２空間部の下方の領域を通過して前記第１空間部の下方の領域まで延在して開口する排気管部とを有する
ことを特徴とする原子炉格納容器ベントシステム。 In the reactor containment vessel vent system according to claim 4.
The vent pipe is
The pipe body extending in the vertical direction at the position inside the wet well in the radial direction,
Having an exhaust pipe portion that branches from the pipe main body portion, passes through a region below the second space portion in the suppression pool, and extends to an opening region below the first space portion. Featuring a containment vessel vent system. 請求項４に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記ベント管は、
前記ウェットウェルの径方向外側の位置で上下方向に延在する管本体部と、
前記管本体部から分岐して径方向内側に延在し、前記サプレッションプール内における前記第１空間部の下方の領域で開口する排気管部とを有する
ことを特徴とする原子炉格納容器ベントシステム。 In the reactor containment vessel vent system according to claim 4.
The vent pipe is
The pipe body extending in the vertical direction at the position outside the radial direction of the wet well, and
A reactor containment vessel vent system characterized by having an exhaust pipe portion that branches from the pipe main body portion and extends radially inwardly and opens in a region below the first space portion in the suppression pool. .. 請求項１に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記ベントライン上における前記希ガスフィルタよりも上流側に設置され、前記ベントラインを流れる気体を冷却する冷却器を更に備える
ことを特徴とする原子炉格納容器ベントシステム。 In the reactor containment vessel vent system according to claim 1,
A reactor containment vessel vent system, which is installed on the vent line on the upstream side of the rare gas filter and further includes a cooler for cooling the gas flowing through the vent line. 請求項１に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記ベントライン上における前記希ガスフィルタの上流側に設置され、前記希ガスフィルタを透過できなかった気体を保持可能な容器を更に備える
ことを特徴とする原子炉格納容器ベントシステム。 In the reactor containment vessel vent system according to claim 1,
A reactor containment vessel vent system, which is installed on the upstream side of the rare gas filter on the vent line and further includes a container capable of holding a gas that could not pass through the rare gas filter. 請求項１に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記希ガスフィルタは、希ガスの透過する体積流量が水蒸気及び水素ガスの透過する体積流量と比べて１０分の１以下となるように構成されたものである
ことを特徴とする原子炉格納容器ベントシステム。 In the reactor containment vessel vent system according to claim 1,
The rare gas filter is characterized in that the volumetric flow rate through which the rare gas permeates is 1/10 or less of the volumetric flow rate through which steam and hydrogen gas permeates. Vent system. 請求項９に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記希ガスフィルタは、セラミック膜及び高分子膜のいずれか１つによって形成されている
ことを特徴とする原子炉格納容器ベントシステム。 In the reactor containment vessel vent system according to claim 9.
The rare gas filter is a reactor containment vessel vent system, characterized in that it is formed of any one of a ceramic film and a polymer film. 請求項１０に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記希ガスフィルタは、窒化ケイ素を主成分としたセラミック膜によって形成されている
ことを特徴とする原子炉格納容器ベントシステム。 In the reactor containment vessel vent system according to claim 10.
The rare gas filter is a reactor containment vessel vent system characterized in that it is formed of a ceramic membrane containing silicon nitride as a main component. 請求項１０に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記希ガスフィルタは、炭素を主成分としたセラミック膜によって形成されている
ことを特徴とする原子炉格納容器ベントシステム。 In the reactor containment vessel vent system according to claim 10.
The rare gas filter is a reactor containment vessel vent system characterized in that it is formed of a ceramic film containing carbon as a main component. 請求項１０に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記希ガスフィルタは、ポリイミドを主成分とした高分子膜によって形成されている
ことを特徴とする原子炉格納容器ベントシステム。 In the reactor containment vessel vent system according to claim 10.
The rare gas filter is a reactor containment vessel vent system characterized in that it is formed of a polymer membrane containing polyimide as a main component.
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