JP2022100993A - Nuclear reactor containment vessel vent system - Google Patents

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Abstract

To provide a highly efficient nuclear reactor containment vessel vent system in which a blower installed in a return line to the inside of a nuclear reactor containment vessel can be driven with a minimally required battery capacity, or without using the battery, the nuclear reactor containment vessel vent system being configured to discharge a part of gas inside the nuclear reactor containment vessel.SOLUTION: A nuclear reactor containment vessel vent system is provided which externally discharges a part of gas inside a nuclear reactor containment vessel 1 and depressurizes the inside of the nuclear reactor containment vessel, the nuclear reactor containment vessel vent system comprises: a vent line that is constituted of piping connected to the inside of the nuclear reactor containment vessel; and a membrane filter 15 that is disposed in the vent line, does not transmit radioactive noble gas, but transmits water vapor. The vent line has: a return line connecting the piping on an upper stream side of the membrane filter and the inside of the nuclear reactor containment vessel to each other; and a power mechanism that is disposed in the return line and returns the radioactive noble gas to the inside of the nuclear reactor containment vessel. The power mechanism uses flowing gas in the vent line as a driving source.SELECTED DRAWING: Figure 1

Description

本発明は、原子力発電プラントの構造に係り、特に、原子炉格納容器内の気体を外部に排出するベントラインの構造に適用して有効な技術に関する。 The present invention relates to the structure of a nuclear power plant, and particularly relates to a technique effective by applying to the structure of a vent line that discharges gas in a reactor containment vessel to the outside.

原子力発電プラントに備えられた原子炉格納容器の機能の一つに、原子炉圧力容器内に配置された炉心が万一溶融するような事態(以下、過酷事故)が発生し、放射性物質が原子炉圧力容器外に放出されても、放射性物質を原子炉格納容器内に閉じ込めて外部への漏出を防ぐことがある。過酷事故が発生した場合においても、その後に十分な注水が行われ、かつ原子炉格納容器が冷却されれば、事故は収束する。 One of the functions of the reactor containment vessel installed in a nuclear power plant is that the core placed in the reactor pressure vessel should melt (hereinafter referred to as a severe accident), and the radioactive material becomes an atom. Even if it is released to the outside of the reactor pressure vessel, radioactive substances may be trapped inside the reactor containment vessel to prevent leakage to the outside. Even if a severe accident occurs, the accident will be resolved if sufficient water injection is performed after that and the reactor containment vessel is cooled.

しかし、万が一蒸気の生成が継続し、原子炉格納容器の冷却が不十分な場合、原子炉格納容器が加圧される。原子炉格納容器が加圧された場合は、原子炉格納容器内の気体を大気中に放出し、原子炉格納容器を減圧する場合がある。この操作をベント操作と呼ぶ。この操作を行う場合は、沸騰水型原子炉では、通常、公衆の被ばくが最小限となるように、サプレッションプールのプール水によって放射性物質を除去した上で原子炉格納容器内の気体(以下、ベントガス)を大気中に放出する。 However, in the unlikely event that steam generation continues and the reactor containment vessel is insufficiently cooled, the reactor containment vessel is pressurized. When the reactor containment vessel is pressurized, the gas in the reactor containment vessel may be released into the atmosphere to reduce the pressure in the reactor containment vessel. This operation is called a vent operation. When performing this operation, in boiling water reactors, the gas in the reactor containment vessel is usually removed with pool water from the suppression pool to minimize public exposure (hereinafter referred to as “gas” in the reactor containment vessel. Bent gas) is released into the atmosphere.

沸騰水型原子炉では、上記のようにサプレッションプールのプール水により十分に放射性物質を除去した上で、ベントガスを大気中に放出しているが、このベントガスからさらに放射性物質を取り除くシステムとして原子炉格納容器ベントシステムがある。 In a boiling water reactor, as described above, radioactive substances are sufficiently removed from the pool water of the suppression pool and then the bent gas is released into the atmosphere. The reactor is a system that further removes radioactive substances from this bent gas. There is a containment vent system.

本技術分野の背景技術として、例えば、特許文献1のような技術がある。特許文献1では、原子炉格納容器ベントシステム下流部に、ベントガスからキセノンやクリプトンなど反応性の乏しい放射性希ガスは透過しない膜フィルタを置き、放射性希ガス等は原子炉格納容器内へ戻すことで、大気中に排出するガスが含む放射性物質をさらに減少させるシステムが提案されている。 As a background technique in this technical field, for example, there is a technique such as Patent Document 1. In Patent Document 1, a membrane filter is placed downstream of the reactor containment vessel vent system so that the less reactive radioactive noble gases such as xenone and krypton do not permeate from the vent gas, and the radioactive noble gases and the like are returned to the reactor containment vessel. , A system has been proposed to further reduce the radioactive substances contained in the gas emitted into the atmosphere.

特開2018-151355号公報JP-A-2018-151355

上記特許文献1のように、放射性希ガスを透過させない膜フィルタを原子炉格納容器外部に設置するシステムにおいては、原子炉格納容器内部に設置する場合と比べて、膜フィルタの劣化を抑制することができる。 In a system in which a membrane filter that does not allow radioactive noble gas to permeate is installed outside the reactor containment vessel as in Patent Document 1, deterioration of the membrane filter is suppressed as compared with the case where it is installed inside the reactor containment vessel. Can be done.

一方、大気中に排出する水蒸気や水素以外の窒素や希ガス等のガスの滞留を防ぐため、ブロア等を利用して加圧し、原子炉格納容器内へ戻す必要がある。ベント中のブロアの動力源としては、バッテリーが想定されているが、できるだけ低容量化することが望ましい。 On the other hand, in order to prevent the retention of gases such as nitrogen and rare gases other than water vapor and hydrogen discharged into the atmosphere, it is necessary to pressurize using a blower or the like and return the gas to the reactor containment vessel. A battery is assumed as the power source for the blower during venting, but it is desirable to reduce the capacity as much as possible.

そこで、本発明の目的は、原子炉格納容器内の気体の一部を外部に排出する原子炉格納容器ベントシステムにおいて、原子炉格納容器内への戻りラインに設置されるブロアを必要最小限のバッテリー容量で、或いはバッテリーを用いることなく駆動可能な高効率な原子炉格納容器ベントシステムを提供することにある。 Therefore, an object of the present invention is to minimize the blower installed in the return line into the reactor containment vessel in the reactor containment vessel vent system that discharges a part of the gas in the reactor containment vessel to the outside. It is an object of the present invention to provide a highly efficient reactor containment vessel vent system that can be driven by the battery capacity or without using a battery.

上記課題を解決するために、本発明は、原子炉格納容器内の気体の一部を外部に排出し、前記原子炉格納容器内を減圧する原子炉格納容器ベントシステムにおいて、前記原子炉格納容器内に連結された配管で構成されるベントラインと、前記ベントラインに配設され、放射性希ガスを透過せず、水蒸気を透過する膜フィルタと、を備え、前記ベントラインは、前記膜フィルタの上流側の配管と前記原子炉格納容器内とを連結する戻りラインと、前記戻りラインに配設され、前記放射性希ガスを前記原子炉格納容器内に戻す動力機構と、を有し、前記動力機構は、前記ベントライン内の流動ガスを駆動源とすることを特徴とする。 In order to solve the above problems, the present invention presents the reactor containment vessel in the reactor containment vessel vent system in which a part of the gas in the reactor containment vessel is discharged to the outside and the inside of the reactor containment vessel is depressurized. The vent line is provided with a vent line composed of pipes connected to the inside and a membrane filter arranged in the vent line that does not allow radioactive rare gas to permeate but allows water vapor to permeate. It has a return line that connects the upstream pipe and the inside of the reactor storage container, and a power mechanism that is arranged in the return line and returns the radioactive rare gas to the inside of the reactor storage container. The mechanism is characterized in that the fluid gas in the vent line is used as a drive source.

本発明によれば、原子炉格納容器内の気体の一部を外部に排出する原子炉格納容器ベントシステムにおいて、原子炉格納容器内への戻りラインに設置されるブロアを必要最小限のバッテリー容量で、或いはバッテリーを用いることなく駆動可能な高効率な原子炉格納容器ベントシステムを実現することができる。 According to the present invention, in the reactor containment vent system that discharges a part of the gas in the reactor containment vessel to the outside, the blower installed in the return line into the reactor containment vessel has the minimum necessary battery capacity. It is possible to realize a highly efficient reactor containment vessel vent system that can be driven by or without using a battery.

これにより、万一過酷事故が発生した場合においても、ブロアの稼働を継続することができ、水蒸気及び水素を外部に放出するとともに、放射性物質を含む気体を原子炉格納容器内に戻すことができる。 As a result, even in the unlikely event of a severe accident, the blower can continue to operate, water vapor and hydrogen can be released to the outside, and gas containing radioactive substances can be returned to the reactor containment vessel. ..

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。 Issues, configurations and effects other than those described above will be clarified by the following description of the embodiments.

本発明の実施例1に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成を示す図である。It is a figure which shows the structure of the reactor containment vessel vent system which concerns on Example 1 of this invention. 本発明の実施例2に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成を示す図である。It is a figure which shows the structure of the reactor containment vessel vent system which concerns on Example 2 of this invention. 本発明の実施例3に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成を示す図である。It is a figure which shows the structure of the reactor containment vessel vent system which concerns on Example 3 of this invention. 図3の原子炉格納容器ベントシステムにおけるウェットウェル圧力と駆動源の効率の関係を示す図である。It is a figure which shows the relationship between the wet well pressure and the efficiency of a drive source in the reactor containment vessel vent system of FIG. 本発明の実施例4に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成を示す図である。It is a figure which shows the structure of the reactor containment vessel vent system which concerns on Example 4 of this invention. 本発明の実施例5に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成を示す図である。It is a figure which shows the structure of the reactor containment vessel vent system which concerns on Example 5 of this invention.

以下、図面を用いて本発明の実施例を説明する。なお、各図面において同一の構成については同一の符号を付し、重複する部分についてはその詳細な説明は省略する。 Hereinafter, embodiments of the present invention will be described with reference to the drawings. In each drawing, the same components are designated by the same reference numerals, and the detailed description of the overlapping portions will be omitted.

図1を参照して、本発明の実施例1に係る原子炉格納容器ベントシステムについて説明する。 The reactor containment vessel vent system according to the first embodiment of the present invention will be described with reference to FIG.

図1は、原子炉格納容器1を含む本実施例の原子炉格納容器ベントシステムの概略構成を示す縦断面図である。図中の破線囲み内が本実施例の原子炉格納容器ベントシステムである。 FIG. 1 is a vertical cross-sectional view showing a schematic configuration of the reactor containment vessel vent system of the present embodiment including the reactor containment vessel 1. The inside of the broken line box in the figure is the reactor containment vessel vent system of this embodiment.

なお、図1では、原子炉格納容器1内にサプレッションプール8が設置された沸騰水型原子炉の例を示すが、加圧水型原子炉等へ応用することも可能である。 Although FIG. 1 shows an example of a boiling water reactor in which the suppression pool 8 is installed in the reactor containment vessel 1, it can also be applied to a pressurized water reactor or the like.

本実施例の原子炉格納容器ベントシステムは、原子炉圧力容器が破損するなどの過酷事故時において、原子炉格納容器内のガスを外部に排出することで原子炉格納容器内の圧力を減圧し、またその減圧時に外部に排出されるガスから放射性物質を極力除去するものである。 The reactor containment vessel vent system of this embodiment reduces the pressure inside the reactor containment vessel by discharging the gas inside the reactor containment vessel to the outside in the event of a severe accident such as damage to the reactor containment vessel. In addition, radioactive substances are removed as much as possible from the gas discharged to the outside when the pressure is reduced.

図1に示す本実施例の原子炉格納容器ベントシステムは、改良型沸騰水型原子炉に適用した例であり、以下のようなシステム構成を持っている。原子炉格納容器1内に、炉心2を内包する原子炉圧力容器3が設置されている。原子炉圧力容器3には、原子炉圧力容器3内で発生した蒸気をタービン(図示せず)に送る主蒸気管4が接続されている。 The reactor containment vessel vent system of this embodiment shown in FIG. 1 is an example applied to an improved boiling water reactor, and has the following system configuration. A reactor pressure vessel 3 containing a core 2 is installed in the reactor containment vessel 1. A main steam pipe 4 for sending 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内部は、鉄筋コンクリート製のダイヤフラムフロア5によってドライウェル6とウェットウェル7に区画されている。ウェットウェル7は、内部にプール水を貯めている領域のことを言う。このウェットウェル7内のプールのことをサプレッションプール8と呼ぶ。 The inside of the reactor containment vessel 1 is divided into a dry well 6 and a wet well 7 by a reinforced concrete diaphragm floor 5. The wet well 7 refers to an area in which pool water is stored. The pool in the wet well 7 is called a suppression pool 8.

ドライウェル6とウェットウェル7は、ベント管9によって相互に連通されており、ベント管排気部9aは、ウェットウェル7内のサプレッションプール8の水面下に開口している。 The dry well 6 and the wet well 7 are communicated with each other by a vent pipe 9, and the vent pipe exhaust portion 9a opens below the water surface of the suppression pool 8 in the wet well 7.

万が一、配管類の一部が損傷し、原子炉格納容器1内に蒸気が放出される配管破断事故(一般的にLOCAの名称で知られ、配管が通るドライウェル6で発生する)が発生した場合、ドライウェル6の圧力が破断口から流出する蒸気により上昇する。その際、ドライウェル6内に放出された蒸気は、ドライウェル6とウェットウェル7の圧力差により、ベント管9を通ってウェットウェル7内のサプレッションプール8水中に導かれる。 In the unlikely event that a part of the pipes was damaged and steam was released into the reactor containment vessel 1, a pipe breakage accident (generally known as LOCA, which occurs in the dry well 6 through which the pipes pass) occurred. In this case, the pressure of the dry well 6 is increased by the steam flowing out from the break port. At that time, the steam released into the dry well 6 is guided to the suppression pool 8 water in the wet well 7 through the vent pipe 9 by the pressure difference between the dry well 6 and the wet well 7.

サプレッションプール8の水で蒸気を凝縮することで原子炉格納容器1内の圧力上昇を抑制する。この際に蒸気内に放射性物質が含まれていた場合、サプレッションプール8水のスクラビング効果により大半の放射性物質が除去される。 By condensing the steam with the water in the suppression pool 8, the pressure rise in the reactor containment vessel 1 is suppressed. If radioactive substances are contained in the steam at this time, most of the radioactive substances are removed by the scrubbing effect of the suppression pool 8 water.

同様に、原子炉圧力容器3や主蒸気管4の圧力が高くなった場合も、蒸気をサプレッションプール8に放出し、原子炉圧力容器3や主蒸気管4の圧力を減圧する。またそれと共に、放出した蒸気をサプレッションプール8で凝縮することで原子炉格納容器1の圧力上昇を緩和する。そのための装置として、改良型沸騰水型原子炉では、原子炉格納容器1内のドライウェル6の領域に蒸気逃し安全弁10が設置されている。 Similarly, when the pressure of the reactor pressure vessel 3 and the main steam pipe 4 becomes high, the steam is discharged to the suppression pool 8 and the pressure of the reactor pressure vessel 3 and the main steam pipe 4 is reduced. At the same time, the released steam is condensed in the suppression pool 8 to alleviate the pressure increase in the reactor containment vessel 1. As a device for that purpose, in the improved boiling water reactor, a steam escape safety valve 10 is installed in the region of the dry well 6 in the reactor containment vessel 1.

蒸気逃し安全弁10を通して放出された蒸気は、蒸気逃し安全弁排気管11を通って、最終的にクエンチャ12からサプレッションプール8内に放出され、サプレッションプール8のプール水により凝縮される。蒸気をサプレッションプール8で凝縮して液体の水にすることで、蒸気の体積が大幅に減少し、原子炉格納容器1の圧力上昇を抑制することができる。また、その際に蒸気に放射性物質が含まれている場合、サプレッションプール8の水によるスクラビング効果により大半の放射性物質が除去される。 The steam released through the steam escape safety valve 10 is finally released from the quencher 12 into the suppression pool 8 through the steam escape safety valve exhaust pipe 11, and is condensed by the pool water of the suppression pool 8. By condensing the steam in the suppression pool 8 into liquid water, the volume of the steam can be significantly reduced and the pressure increase in the reactor containment vessel 1 can be suppressed. If the steam contains radioactive substances at that time, most of the radioactive substances are removed by the scrubbing effect of the water in the suppression pool 8.

サプレッションプール8で蒸気を凝縮し、サプレッションプール8内のプール水を残留熱除去系(図示せず)で冷却することで、原子炉格納容器1の温度上昇と圧力上昇を防止し、事故を収束させることができる。しかし、非常に低い可能性ではあるが、残留熱除去系が機能を喪失した場合、サプレッションプール8のプール水の温度が上昇する。プール水の温度が上昇するのに伴い、原子炉格納容器1内の蒸気の分圧はプール水の温度の飽和蒸気圧まで上昇するため、原子炉格納容器1の圧力が上昇する。 By condensing steam in the suppression pool 8 and cooling the pool water in the suppression pool 8 with a residual heat removal system (not shown), the temperature rise and pressure rise of the reactor containment vessel 1 are prevented, and the accident is resolved. Can be made to. However, although very unlikely, if the residual heat removal system loses its function, the temperature of the pool water in the suppression pool 8 will rise. As the temperature of the pool water rises, the partial pressure of the steam in the reactor containment vessel 1 rises to the saturated steam pressure of the temperature of the pool water, so that the pressure of the reactor containment vessel 1 rises.

このような圧力上昇が起きた場合、外部から消防ポンプなどを接続して、原子炉格納容器スプレイ系を活用することで、圧力上昇を抑えることが考えられる。しかし、さらに低い可能性ではあるが、これらの機器が動作せず、原子炉格納容器1の圧力が上昇し続けた場合、原子炉格納容器1内の気体を外部に放出することで原子炉格納容器1の圧力上昇を抑えることができる。この操作のことをベント操作と呼ぶ。 When such a pressure rise occurs, it is conceivable to suppress the pressure rise by connecting a fire pump or the like from the outside and utilizing the reactor containment spray system. However, although it is possible that it is even lower, if these devices do not operate and the pressure in the reactor containment vessel 1 continues to rise, the gas in the reactor containment vessel 1 is discharged to the outside to retract the reactor. It is possible to suppress an increase in pressure in the containment vessel 1. This operation is called a vent operation.

沸騰水型原子炉では、一般的に、このベント操作をウェットウェル7内の気体を放出することにより行い、サプレッションプール8の水で可能な限り放射性物質を除去した上で、気体を外部に排出する。 In boiling water reactors, this venting operation is generally performed by releasing the gas in the wet well 7, removing as much radioactive material as possible with the water in the suppression pool 8 and then discharging the gas to the outside. do.

このベント操作をする上で、外部放出する気体から放射性物質を取り除く装置を原子炉格納容器ベントシステムと呼ぶ。 A device that removes radioactive substances from the gas released to the outside in performing this vent operation is called a reactor containment vent system.

本実施例の原子炉格納容器ベントシステムは、図1に示すように、原子炉格納容器1のウェットウェル7にベント配管13が接続されており、このベント配管13には隔離弁14が配設されている。このベント配管13の下流には、放射性希ガス及び窒素を透過しない膜フィルタ15が接続されている。 In the reactor containment vessel vent system of this embodiment, as shown in FIG. 1, a vent pipe 13 is connected to a wet well 7 of the reactor containment vessel 1, and an isolation valve 14 is arranged in the vent pipe 13. Has been done. A membrane filter 15 that does not allow radioactive noble gas and nitrogen to permeate is connected to the downstream of the vent pipe 13.

ウェットウェル7から排出されるガスは、主に放射性希ガス(1)、窒素(2)、水蒸気(3)、水素(4)であり、膜フィルタ15の設置により、水蒸気(3)と水素(4)が選択的に排気塔16から外部へ排出される。 The gases discharged from the wet well 7 are mainly radioactive noble gases (1), nitrogen (2), water vapor (3), and hydrogen (4). By installing the membrane filter 15, water vapor (3) and hydrogen (3) and hydrogen ( 4) is selectively discharged from the exhaust tower 16 to the outside.

膜フィルタ15の下流(原子炉格納容器1内への戻りライン)にはブロア17が設置されており、ベント配管13の下流は原子炉格納容器1に接続されている。膜フィルタ15を透過しない放射性希ガス(1)と窒素(2)については、ブロア17によって加圧され、ベント配管13の原子炉格納容器1内への戻りラインを通して原子炉格納容器1へ戻される。ブロア17が無い場合、膜フィルタ15付近に放射性希ガス(1)と窒素(2)が滞留し、本システムの機能が低下する。 A blower 17 is installed downstream of the membrane filter 15 (return line into the reactor containment vessel 1), and the downstream of the vent pipe 13 is connected to the reactor containment vessel 1. The radioactive noble gas (1) and nitrogen (2) that do not pass through the membrane filter 15 are pressurized by the blower 17 and returned to the reactor containment vessel 1 through the return line into the reactor containment vessel 1 of the vent pipe 13. .. In the absence of the blower 17, the radioactive noble gas (1) and nitrogen (2) stay in the vicinity of the membrane filter 15, and the function of this system deteriorates.

ベント配管13の原子炉格納容器1との接続部とブロア17との間には、逆止弁18が設けられており、原子炉格納容器1からのガスの逆流を防いでいる。なお、放射性希ガス及び窒素を透過しない膜フィルタ15としては、ポリイミドを主成分とした高分子膜等を利用することが考えられる。 A check valve 18 is provided between the connection portion of the vent pipe 13 with the reactor containment vessel 1 and the blower 17, to prevent the backflow of gas from the reactor containment vessel 1. As the membrane filter 15 that does not permeate radioactive noble gas and nitrogen, it is conceivable to use a polymer membrane containing polyimide as a main component.

ブロア17には、電動機19が接続されており、電動機19にはバッテリー20が接続されている。バッテリー20の電気エネルギーでブロア17を駆動するが、バッテリー20は、低容量化することが望ましい。これは、バッテリー20の故障時の影響緩和にも貢献する。 An electric motor 19 is connected to the blower 17, and a battery 20 is connected to the electric motor 19. The blower 17 is driven by the electric energy of the battery 20, but it is desirable that the capacity of the battery 20 is reduced. This also contributes to mitigating the influence of the battery 20 when it fails.

そこで、本実施例の原子炉格納容器ベントシステムでは、図1に示すように、ベント配管13の上流に、タービン21を設置し、原子炉格納容器1から排出された流動ガスを駆動源としてタービン21を稼働する。タービン21には発電機22が接続されており、発電機22はバッテリー20に接続されている。 Therefore, in the reactor containment vessel vent system of the present embodiment, as shown in FIG. 1, a turbine 21 is installed upstream of the vent pipe 13, and the turbine is driven by the fluid gas discharged from the reactor containment vessel 1. 21 is operated. A generator 22 is connected to the turbine 21, and the generator 22 is connected to the battery 20.

したがって、ベント配管13内の流動ガスのエネルギーをタービン21及び発電機22で電気エネルギーに変換してバッテリー20に蓄え、このエネルギーでブロア17を駆動することとなる。 Therefore, the energy of the flowing gas in the vent pipe 13 is converted into electric energy by the turbine 21 and the generator 22 and stored in the battery 20, and the blower 17 is driven by this energy.

タービン21を駆動する流動ガスは、放射性希ガス(1)、窒素(2)、水蒸気(3)、水素(4)の混合ガスであり、ブロア17で原子炉格納容器1に戻すガスは、膜フィルタ15を透過しなかった放射性希ガス(1)と窒素(2)のみであるため、質量流量が減少しており、エネルギー収支の関係から、ブロア17の駆動源となり得る。以上の構成により、バッテリー20の低容量化が可能となる。 The flowing gas that drives the turbine 21 is a mixed gas of radioactive rare gas (1), nitrogen (2), steam (3), and hydrogen (4), and the gas returned to the reactor containment vessel 1 by the blower 17 is a membrane. Since only the radioactive rare gas (1) and nitrogen (2) that did not pass through the filter 15, the mass flow rate is reduced, and the blower 17 can be a driving source due to the energy balance. With the above configuration, the capacity of the battery 20 can be reduced.

以上説明したように、本実施例の原子炉格納容器ベントシステムは、原子炉格納容器1内の気体の一部を外部に排出し、原子炉格納容器1内を減圧する原子炉格納容器ベントシステムであり、原子炉格納容器1内に連結された配管(ベント配管13)で構成されるベントラインと、ベントラインに配設され、放射性希ガスを透過せず、水蒸気を透過する膜フィルタ15を備えており、ベントラインは、膜フィルタ15の上流側の配管(ベント配管13)と原子炉格納容器1内とを連結する戻りラインと、戻りラインに配設され、放射性希ガスを原子炉格納容器1内に戻す動力機構(ブロア17)を有しており、動力機構(ブロア17)は、ベントライン内の流動ガスを駆動源とする。 As described above, the reactor containment vessel vent system of the present embodiment is a reactor containment vessel vent system that discharges a part of the gas in the reactor containment vessel 1 to the outside and decompresses the inside of the reactor containment vessel 1. A vent line composed of pipes (vent pipe 13) connected to the reactor storage container 1 and a membrane filter 15 arranged in the vent line and not permeating radioactive rare gas but permeating water vapor. The vent line is provided in the return line connecting the upstream pipe (vent pipe 13) of the membrane filter 15 and the inside of the reactor storage container 1 and the return line to store the radioactive rare gas in the reactor. It has a power mechanism (blower 17) for returning to the inside of the container 1, and the power mechanism (blower 17) uses the flowing gas in the vent line as a drive source.

また、その流動ガスは、膜フィルタ15に対してベントラインの上流側を流れるガスである。 The flowing gas is a gas that flows upstream of the vent line with respect to the membrane filter 15.

また、動力機構(ブロア17)は、電動機19及びバッテリー20に接続されている。 Further, the power mechanism (blower 17) is connected to the motor 19 and the battery 20.

また、ベントラインは、流動ガスにより駆動するタービン21と、タービン21により発電する発電機22を有しており、発電機22で発電した電気エネルギーにより動力機構(ブロア17)を駆動する。 Further, the vent line has a turbine 21 driven by a fluid gas and a generator 22 that generates electricity by the turbine 21, and drives a power mechanism (blower 17) by electric energy generated by the generator 22.

なお、放射性希ガスと窒素を透過せず、水蒸気と水素を透過する膜フィルタ15としては、上述したポリイミドを主成分とした高分子膜を用いたフィルタ以外にも、セラミック膜、シリカ膜、炭素膜を用いたフィルタや、ポリスルホン、ポリエーテルエーテルケトンを主成分とする高分子膜を用いたフィルタ、シリカまたは窒化ケイ素を主成分とするセラミック膜を用いたフィルタ等が挙げられる。 As the membrane filter 15 that does not permeate radioactive rare gas and nitrogen but permeates steam and hydrogen, in addition to the above-mentioned filter using a polymer membrane containing polyimide as a main component, a ceramic membrane, a silica membrane, and carbon are used. Examples thereof include a filter using a membrane, a filter using a polymer membrane containing polysulfone and polyether ether ketone as a main component, and a filter using a ceramic membrane containing silica or silicon nitride as a main component.

図2を参照して、本発明の実施例2に係る原子炉格納容器ベントシステムについて説明する。 The reactor containment vessel vent system according to the second embodiment of the present invention will be described with reference to FIG.

図2は、原子炉格納容器1を含む本実施例の原子炉格納容器ベントシステムの概略構成を示す縦断面図である。図中の破線囲み内が本実施例の原子炉格納容器ベントシステムである。原子炉格納容器1の構成や、膜フィルタ15やベント配管13等の基本構成は実施例1と略同様であり、ここでは主に実施例1との違いを説明する。 FIG. 2 is a vertical cross-sectional view showing a schematic configuration of the reactor containment vessel vent system of the present embodiment including the reactor containment vessel 1. The inside of the broken line box in the figure is the reactor containment vessel vent system of this embodiment. The configuration of the reactor containment vessel 1 and the basic configurations of the membrane filter 15, the vent pipe 13, and the like are substantially the same as those of the first embodiment, and here, the differences from the first embodiment will be mainly described.

本実施例の原子炉格納容器ベントシステムでは、図2に示すように、ドライウェル6とウェットウェル7が原子炉格納容器1の外部の配管23で接続されている。ドライウェル6側の配管23には隔離弁14bが配設されており、ウェットウェル7側の配管23には逆止弁18bが配設されている。 In the reactor containment vessel vent system of this embodiment, as shown in FIG. 2, the dry well 6 and the wet well 7 are connected by an external pipe 23 of the reactor containment vessel 1. The isolation valve 14b is arranged in the pipe 23 on the dry well 6 side, and the check valve 18b is arranged in the pipe 23 on the wet well 7 side.

配管23には、ドライウェル6からウェットウェル7に流れる流動ガスを駆動源として稼働するタービン21が接続されている。配管23内を流れる放射性希ガス(1)、窒素(2)、水蒸気(3)、水素(4)の混合ガスは、ドライウェル6とウェットウェル7の差圧でドライウェル6からウェットウェル7へ流動するが、この気体の圧力エネルギー(流動ガスのエネルギー)をタービン21及び発電機22で電気エネルギーに変換してバッテリー20に蓄え、実施例1と同様にブロア17の駆動源としている。 A turbine 21 that operates using a flowing gas flowing from the dry well 6 to the wet well 7 as a drive source is connected to the pipe 23. The mixed gas of the radioactive rare gas (1), nitrogen (2), steam (3), and hydrogen (4) flowing in the pipe 23 is transferred from the dry well 6 to the wet well 7 by the differential pressure between the dry well 6 and the wet well 7. Although it flows, the pressure energy of this gas (energy of the flowing gas) is converted into electric energy by the turbine 21 and the generator 22 and stored in the battery 20, and is used as a drive source for the blower 17 as in the first embodiment.

なお、本構成はドライウェル6から排出した混合ガスをサプレッションプール8の水でスクラビングする効果もある。 This configuration also has the effect of scrubbing the mixed gas discharged from the dry well 6 with the water of the suppression pool 8.

図3及び図4を参照して、本発明の実施例3に係る原子炉格納容器ベントシステムについて説明する。 The reactor containment vessel vent system according to the third embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS. 3 and 4.

図3は、原子炉格納容器1を含む本実施例の原子炉格納容器ベントシステムの概略構成を示す縦断面図である。図中の破線囲み内が本実施例の原子炉格納容器ベントシステムである。原子炉格納容器1の構成や、膜フィルタ15やベント配管13等の基本構成は実施例1と略同様であり、ここでは主に実施例1との違いを説明する。 FIG. 3 is a vertical cross-sectional view showing a schematic configuration of the reactor containment vessel vent system of the present embodiment including the reactor containment vessel 1. The inside of the broken line box in the figure is the reactor containment vessel vent system of this embodiment. The configuration of the reactor containment vessel 1 and the basic configurations of the membrane filter 15, the vent pipe 13, and the like are substantially the same as those of the first embodiment, and here, the differences from the first embodiment will be mainly described.

本実施例の原子炉格納容器ベントシステムでは、図3に示すように、ブロア17の回転軸24が延長され、タービン21の回転軸に直接接続されている。これにより、タービン21の回転が直接ブロア17の駆動源となる。 In the reactor containment vessel vent system of this embodiment, as shown in FIG. 3, the rotary shaft 24 of the blower 17 is extended and directly connected to the rotary shaft of the turbine 21. As a result, the rotation of the turbine 21 directly becomes the drive source of the blower 17.

ブロア17とタービン21を直接接続しているため、物理的な配置の制限が生じるが、実施例1や実施例2と比べてエネルギー転換(損失)が少なくなり、駆動源のエネルギー効率が高くなる。 Since the blower 17 and the turbine 21 are directly connected, the physical arrangement is restricted, but the energy transformation (loss) is smaller and the energy efficiency of the drive source is higher than in the first and second embodiments. ..

また、ベント配管13の配管径を大きくして混合ガスの流速を下げる等の工夫で、システム全体の圧損を小さくすれば、ブロア17の静的駆動も可能となる。 Further, if the pressure loss of the entire system is reduced by increasing the diameter of the vent pipe 13 and reducing the flow velocity of the mixed gas, the blower 17 can be statically driven.

ブロア17の静的駆動に関して、図4を用いて説明する。図4は、代表的なベントシーケンスにおいて、システムの圧損が小さい場合のウェットウェルの圧力に対するブロア17の静的駆動に必要な駆動源の効率を示している。 The static drive of the blower 17 will be described with reference to FIG. FIG. 4 shows the efficiency of the drive source required for static drive of the blower 17 with respect to the wetwell pressure when the system pressure drop is small in a typical vent sequence.

図4において、静的駆動に必要な駆動源の効率は、ウェットウェルの圧力が小さくなるにつれて高くなる。これは、ベントが進み、ウェットウェルの圧力が下がるにつれて、ウェットウェルから排出される混合ガス中の水蒸気の割合が下がる、すなわち、ブロア17で戻す窒素(2)の相対量が多くなるためである。 In FIG. 4, the efficiency of the drive source required for static drive increases as the wetwell pressure decreases. This is because as the venting progresses and the pressure of the wet well decreases, the proportion of water vapor in the mixed gas discharged from the wet well decreases, that is, the relative amount of nitrogen (2) returned by the blower 17 increases. ..

一般的な蒸気駆動のタービンの効率は0.8程度、ブロアの効率は0.7程度のため、一般的に期待できる駆動源の効率は、掛け合わせて0.56程度となる。 Since the efficiency of a general steam-driven turbine is about 0.8 and the efficiency of a blower is about 0.7, the efficiency of a drive source that can be generally expected is about 0.56 when multiplied.

図4から、本システムの静的駆動が可能な範囲は0.32MPa以上である。すなわち、ベント開始からウェットウェルの圧力が0.32MPaへ下がるまで静的駆動が可能である。 From FIG. 4, the range in which the system can be statically driven is 0.32 MPa or more. That is, static driving is possible from the start of venting until the pressure of the wet well drops to 0.32 MPa.

なお、ウェットウェルの圧力が0.32MPa以下となり、ベントが持続できないと水蒸気が原子炉格納容器内で溜まり、ウェットウェルの圧力0.32MPa以上となれば再度静的駆動することが考えられる。 If the pressure of the wet well becomes 0.32 MPa or less and the vent cannot be sustained, water vapor accumulates in the reactor containment vessel, and if the pressure of the wet well becomes 0.32 MPa or more, it may be statically driven again.

図5を参照して、本発明の実施例4に係る原子炉格納容器ベントシステムについて説明する。 The reactor containment vessel vent system according to the fourth embodiment of the present invention will be described with reference to FIG.

図5は、原子炉格納容器1を含む本実施例の原子炉格納容器ベントシステムの概略構成を示す縦断面図である。図中の破線囲み内が本実施例の原子炉格納容器ベントシステムである。原子炉格納容器1の構成や、膜フィルタ15やベント配管13等の基本構成は実施例1と略同様であり、ここでは主に実施例1との違いを説明する。 FIG. 5 is a vertical cross-sectional view showing a schematic configuration of the reactor containment vessel vent system of the present embodiment including the reactor containment vessel 1. The inside of the broken line box in the figure is the reactor containment vessel vent system of this embodiment. The configuration of the reactor containment vessel 1 and the basic configurations of the membrane filter 15, the vent pipe 13, and the like are substantially the same as those of the first embodiment, and here, the differences from the first embodiment will be mainly described.

本実施例の原子炉格納容器ベントシステムでは、図5に示すように、膜フィルタ15の上流に、原子炉格納容器1から排出された混合ガスから放射性物質を除去するためのフィルタベント装置25が設置されている。フィルタベント装置25は、水を内包するタンクや放射性物質を除去するフィルタ等を含む装置である。 In the reactor containment vessel vent system of this embodiment, as shown in FIG. 5, a filter vent device 25 for removing radioactive substances from the mixed gas discharged from the reactor containment vessel 1 is provided upstream of the membrane filter 15. is set up. The filter vent device 25 is a device including a tank containing water, a filter for removing radioactive substances, and the like.

また、ベント配管13の上流は2系統に分岐しており、それぞれドライウェル6,ウェットウェル7に接続されている。ドライウェル6に接続されているベント配管13には隔離弁14cが配設されており、ウェットウェル7に接続されているベント配管13には隔離弁14dが配設されている。 Further, the upstream of the vent pipe 13 is branched into two systems, which are connected to the dry well 6 and the wet well 7, respectively. The isolation valve 14c is provided in the vent pipe 13 connected to the dry well 6, and the isolation valve 14d is provided in the vent pipe 13 connected to the wet well 7.

本実施例は、上記のように構成されており、ドライウェル6から排出されるガスと、ウェットウェル7から排出されるガスの両方を利用して、タービン21及び発電機22で電気エネルギーを生成してバッテリー20に蓄え、ブロア17の駆動源としている。 This embodiment is configured as described above, and uses both the gas discharged from the dry well 6 and the gas discharged from the wet well 7 to generate electric energy in the turbine 21 and the generator 22. Then, it is stored in the battery 20 and used as a drive source for the blower 17.

また、膜フィルタ15の上流のベント配管13にフィルタベント装置25を設置することにより、フィルタベント装置25での圧損を考慮する必要はあるが、さらなる放射性物質の除去が期待できる。 Further, by installing the filter vent device 25 in the vent pipe 13 upstream of the membrane filter 15, it is necessary to consider the pressure loss in the filter vent device 25, but further removal of radioactive substances can be expected.

図6を参照して、本発明の実施例5に係る原子炉格納容器ベントシステムについて説明する。 The reactor containment vessel vent system according to the fifth embodiment of the present invention will be described with reference to FIG.

図6は、原子炉格納容器1を含む本実施例の原子炉格納容器ベントシステムの概略構成を示す縦断面図である。図中の破線囲み内が本実施例の原子炉格納容器ベントシステムである。本実施例は、実施例1(図1)の原子炉格納容器ベントシステムを加圧水型原子炉に適用した例である。 FIG. 6 is a vertical cross-sectional view showing a schematic configuration of the reactor containment vessel vent system of the present embodiment including the reactor containment vessel 1. The inside of the broken line box in the figure is the reactor containment vessel vent system of this embodiment. This example is an example in which the reactor containment vessel vent system of Example 1 (FIG. 1) is applied to a pressurized water reactor.

図6に示すように、加圧水型原子炉は原子炉格納容器1の圧力上昇を抑えるためのウェットウェル7とサプレッションプール8を持たないため、サプレッションプール8によるスクラビングを用いた放射性物質の除去は期待できない。また、実施例2(図2)のように、ドライウェル6からウェットウェル7へ流動するガスをブロア17の駆動源にすることはできない。なお、タービン21の下流に湿分分離機29を設けており、膜フィルタ15から排出されるガスの湿分を分離している。本構成は、実施例1から4で設けても構わない。その他の構成は、実施例1(図1)と略同様である。 As shown in FIG. 6, since the pressurized water reactor does not have the wet well 7 and the suppression pool 8 for suppressing the pressure rise in the reactor containment vessel 1, it is expected that the suppression pool 8 will remove radioactive materials by scrubbing. Can not. Further, as in the second embodiment (FIG. 2), the gas flowing from the dry well 6 to the wet well 7 cannot be used as a drive source for the blower 17. A moisture separator 29 is provided downstream of the turbine 21 to separate the moisture of the gas discharged from the membrane filter 15. This configuration may be provided in Examples 1 to 4. Other configurations are substantially the same as those of the first embodiment (FIG. 1).

しかしながら、本実施例のように、加圧水型原子炉に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で、実施例1と同様に、万一過酷事故が発生した場合においても、ブロア17の稼働を継続することができ、水蒸気(3)及び水素(4)を外部に放出するとともに、放射性希ガス(1)及び窒素(2)を原子炉格納容器1内に戻すことができる。 However, as in the first embodiment, by applying the reactor containment vessel vent system of the present invention to the pressurized water reactor as in the first embodiment, even if a severe accident should occur, the blower 17 can be used. The operation can be continued, steam (3) and hydrogen (4) can be released to the outside, and radioactive rare gas (1) and nitrogen (2) can be returned to the reactor containment vessel 1.

なお、実施例3(図3)のようにブロア17の回転軸24を延長してタービン21に直接接続したり、実施例4(図5)のようにフィルタベント装置25を設けても構わない。 The rotary shaft 24 of the blower 17 may be extended and directly connected to the turbine 21 as in the third embodiment (FIG. 3), or the filter vent device 25 may be provided as in the fourth embodiment (FIG. 5). ..

また、実施例1から実施例5は、本発明の原子炉格納容器ベントシステムを軽水炉(沸騰水型原子炉、加圧水型原子炉)に適用した例であるが、重水炉や黒鉛炉、ガス炉に適用してもよい。また、いわゆる第4世代原子炉と呼ばれる高温ガス炉、超臨界圧軽水冷却炉、溶融塩炉、ガス冷却高速炉、ナトリウム冷却高速炉、鉛冷却高速炉など他の炉型に適用してもよい。 Further, Examples 1 to 5 are examples in which the reactor containment vessel vent system of the present invention is applied to a light water reactor (boiling water reactor, pressurized water reactor), but a heavy water reactor, a graphite furnace, or a gas reactor. May be applied to. Further, it may be applied to other reactor types such as a so-called 4th generation reactor, a high temperature gas reactor, a supercritical water reactor, a molten salt reactor, a gas-cooled fast reactor, a sodium-cooled fast reactor, and a lead-cooled fast reactor. ..

なお、本発明は上記した実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上記の実施例は本発明に対する理解を助けるために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施例の構成の一部を他の実施例の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施例の構成に他の実施例の構成を加えることも可能である。また、各実施例の構成の一部について、他の構成の追加・削除・置換をすることが可能である。 The present invention is not limited to the above-described embodiment, and includes various modifications. For example, the above embodiments have been described in detail to aid in understanding of the present invention and are not necessarily limited to those comprising all of the described configurations. Further, 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. Further, it is possible to add / delete / replace a part of the configuration of each embodiment with another configuration.

1…原子炉格納容器、2…炉心、3…原子炉圧力容器、4…主蒸気管、5…ダイヤフラムフロア、6…ドライウェル、7…ウェットウェル、8…サプレッションプール、9…ベント管、9a…ベント管排気部、10…蒸気逃し安全弁、11…蒸気逃し安全弁排気管、12…クエンチャ、13…ベント配管、14,14a,14b,14c,14d…隔離弁、15…(放射性希ガス及び窒素を透過しない)膜フィルタ、16…排気塔、17…ブロア、18,18a,18b…逆止弁、19…電動機、20…バッテリー、21…タービン、22…発電機、23…配管、24…(ブロア及びタービンの)回転軸、25…フィルタベント装置、26…加圧器、27…蒸気発生器、28…再循環ポンプ、29…湿分分離機。 1 ... Reactor storage vessel, 2 ... Core, 3 ... Reactor pressure vessel, 4 ... Main steam pipe, 5 ... Diaphragm floor, 6 ... Dry well, 7 ... Wet well, 8 ... Suppression pool, 9 ... Vent pipe, 9a ... Vent pipe exhaust section, 10 ... Steam escape safety valve, 11 ... Steam escape safety valve exhaust pipe, 12 ... Turbine, 13 ... Vent pipe, 14, 14a, 14b, 14c, 14d ... Isolation valve, 15 ... (Radio rare gas and nitrogen) (Does not permeate) Membrane filter, 16 ... Exhaust tower, 17 ... Blower, 18, 18a, 18b ... Check valve, 19 ... Electric motor, 20 ... Battery, 21 ... Turbine, 22 ... Generator, 23 ... Piping, 24 ... ( Rotating shaft (of blower and turbine), 25 ... filter venting device, 26 ... pressurizer, 27 ... steam generator, 28 ... recirculation pump, 29 ... moisture separator.

Claims (13)

原子炉格納容器内の気体の一部を外部に排出し、前記原子炉格納容器内を減圧する原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記原子炉格納容器内に連結された配管で構成されるベントラインと、
前記ベントラインに配設され、放射性希ガスを透過せず、水蒸気を透過する膜フィルタと、を備え、
前記ベントラインは、前記膜フィルタの上流側の配管と前記原子炉格納容器内とを連結する戻りラインと、
前記戻りラインに配設され、前記放射性希ガスを前記原子炉格納容器内に戻す動力機構と、を有し、
前記動力機構は、前記ベントライン内の流動ガスを駆動源と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 in which a part of the gas in the reactor containment vessel is discharged to the outside and the inside of the reactor containment vessel is depressurized.
A vent line composed of pipes connected in the reactor containment vessel, and
A membrane filter, which is arranged in the vent line and does not allow radioactive noble gas to pass through but allows water vapor to pass through, is provided.
The vent line includes a return line connecting the piping on the upstream side of the membrane filter and the inside of the reactor containment vessel.
It has a power mechanism, which is arranged in the return line and returns the radioactive noble gas into the reactor containment vessel.
The power mechanism is a reactor containment vessel vent system characterized in that a fluid gas in the vent line is used as a drive source.
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、
前記流動ガスは、前記膜フィルタに対してベントラインの上流側を流れるガス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 reactor containment vessel vent system, wherein the fluidized gas is a gas that flows upstream of the vent line with respect to the membrane 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、
前記ベントラインは、前記原子炉格納容器のドライウェルとウェットウェルを接続する配管を有し、
前記流動ガスは、前記ドライウェルとウェットウェルを接続する配管内の流動ガス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 vent line has a pipe connecting the dry well and the wet well of the reactor containment vessel.
The reactor containment vessel vent system, wherein the fluid gas is a fluid gas in a pipe connecting the dry well and the wet well.
請求項1から3のいずれか1項に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記動力機構は、バッテリーに接続されていることを特徴とする原子炉格納容器ベントシステム。
In the reactor containment vessel vent system according to any one of claims 1 to 3.
The power mechanism is a reactor containment vessel vent system, characterized in that it is connected to a battery.
請求項1から4のいずれか1項に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記ベントラインは、前記流動ガスにより駆動するタービンを有し、
前記タービンで生成した電気エネルギーにより前記動力機構を駆動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 any one of claims 1 to 4.
The vent line has a turbine driven by the fluid gas.
A reactor containment vessel vent system characterized in that the power mechanism is driven by the electric energy generated by the turbine.
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、
前記ベントラインは、前記流動ガスにより駆動するタービンを有し、
前記動力機構の回転軸と前記タービンの回転軸が直接接続されていることを特徴とする原子炉格納容器ベントシステム。
In the reactor containment vessel vent system according to claim 1,
The vent line has a turbine driven by the fluid gas.
A reactor containment vessel vent system, characterized in that the rotary shaft of the power mechanism and the rotary shaft of the turbine are directly connected.
請求項1から6のいずれか1項に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記原子炉格納容器は、ドライウェルとウェットウェルを有し、
前記動力機構は、0.32MPa以上のウェットウェル圧力下で、バッテリーからの電力供給を必要とせずに静的に駆動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 any one of claims 1 to 6.
The reactor containment vessel has a dry well and a wet well.
The power mechanism is a reactor containment vessel vent system characterized in that it is statically driven under a wet well pressure of 0.32 MPa or more without requiring power supply from a battery.
請求項1から7のいずれか1項に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記膜フィルタは、高分子膜、セラミック膜、シリカ膜、炭素膜のいずれかを用いたフィルタ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 any one of claims 1 to 7.
The membrane filter is a reactor containment vessel vent system, characterized in that it is a filter using any of a polymer membrane, a ceramic membrane, a silica membrane, and a carbon membrane.
請求項1から7のいずれか1項に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記膜フィルタは、ポリイミド、ポリスルホン、ポリエーテルエーテルケトンのいずれかを主成分とする高分子膜を用いたフィルタ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 any one of claims 1 to 7.
The membrane filter is a reactor containment vessel vent system characterized by being a filter using a polymer membrane containing any one of polyimide, polysulfone, and polyether ether ketone as a main component.
請求項1から7のいずれか1項に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記膜フィルタは、シリカまたは窒化ケイ素を主成分とするセラミック膜を用いたフィルタ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 any one of claims 1 to 7.
The membrane filter is a reactor containment vessel vent system, characterized in that it is a filter using a ceramic membrane containing silica or silicon nitride as a main component.
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、
前記ベントラインは、前記膜フィルタの上流側に放射性物質を除去するフィルタベント装置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 1,
The reactor containment vessel vent system, characterized in that the vent line has a filter vent device for removing radioactive substances on the upstream side of the membrane 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、
前記原子炉格納容器は、沸騰水型原子炉または加圧水型原子炉の原子炉格納容器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 reactor containment vessel venting system, wherein the reactor containment vessel is a boiling water reactor or a pressurized water reactor reactor containment vessel.
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、
前記膜フィルタは、放射性希ガスと窒素を透過せず、水蒸気と水素を透過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 membrane filter is a reactor containment vessel vent system characterized in that it does not permeate radioactive noble gases and nitrogen, but permeates water vapor and hydrogen.
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