JP2971614B2 - Reactor containment vessel decompression device - Google Patents
Reactor containment vessel decompression deviceInfo
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Description
【０００１】[0001]
【産業上の利用分野】本発明は、原子力発電所におい
て、万が一、原子炉格納容器内の圧力が設計値を越える
ような事象が生じたときに、原子炉格納容器内のガスを
大気へ放出し、原子炉格納容器を減圧する原子炉格納容
器減圧装置に関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to the release of gas in a reactor containment vessel to the atmosphere in the event that the pressure in the containment vessel exceeds a design value in a nuclear power plant. The present invention also relates to a reactor pressure vessel decompression device for depressurizing a reactor vessel.
【０００２】[0002]
【従来の技術】従来の原子炉格納容器減圧装置は、例え
ば特開昭６３−２５３２９５号公報に記載のように、原
子炉格納容器に接続されたベントラインに湿式洗浄器を
設置し、この湿式洗浄器にガスを通すことによりガスに
含まれる放射性物質を除去する構成となっている。ま
た、湿式洗浄器は、ベンチュリー型ノズルと呼ばれるノ
ズルを有し、このノズルよりタンク水中にガスを放出
し、放射性物質を除去する構成となっている。2. Description of the Related Art A conventional reactor containment vessel decompression device is, for example, as described in Japanese Patent Application Laid-Open No. 63-253295, in which a wet cleaning device is installed in a vent line connected to a reactor containment vessel. The structure is such that radioactive substances contained in the gas are removed by passing the gas through the cleaning device. Further, the wet cleaning device has a nozzle called a Venturi type nozzle, and is configured to discharge gas into the tank water from this nozzle to remove radioactive substances.
【０００３】[0003]
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、上記従
来の原子炉格納容器減圧装置には以下に述べる問題点が
ある。However, the above-mentioned conventional reactor containment vessel decompression device has the following problems.
【０００４】第１に、湿式洗浄器に備えられるベンチュ
リー型ノズルの持つ問題点である。即ち、ベンチュリー
型ノズルは、ベンチュリー作用による液滴への放射性物
質慣性衝突効果を利用して所期の放射性物質除去作用を
得るため、適用流量範囲が狭く、流量調整が必要であ
る。また、圧力損失が大きいため、低圧で運転するよう
な系統には不向きである。更に、構造が複雑であり、製
作工数が多くなるという問題がある。[0004] First, there is a problem with the venturi type nozzle provided in the wet cleaning device. That is, the venturi-type nozzle has a narrow applied flow rate range and needs to be adjusted in flow rate in order to obtain a desired action of removing radioactive substances by utilizing the effect of inertial collision of radioactive substances with droplets due to the Venturi action. Further, since the pressure loss is large, it is not suitable for a system operating at a low pressure. Furthermore, there is a problem that the structure is complicated and the number of manufacturing steps is increased.
【０００５】第２に、放射性物質除去装置として用いら
れる湿式洗浄器は比較的大掛かりな設備であり、既設プ
ラントへの適用を考慮すると設備の簡素化を図る必要が
あることである。[0005] Second, the wet type washer used as the radioactive material removing device is a relatively large-scale facility, and it is necessary to simplify the facility in consideration of application to an existing plant.
【０００６】第３に、ガスがベントラインの配管を通る
ときにガス中に含まれる水蒸気の一部は配管内で凝縮し
蓄積するが、この凝縮水をそのままにしておくと、凝縮
により捕獲した凝縮水に含まれる放射性物質が再浮遊す
る可能性があり、放射性物質除去装置の負担が増大する
点である。Third, gas passes through the vent line piping.
Sometimes some of the water vapor contained in the gas condenses in the piping.
It accumulates, but if this condensed water is left as it is,
Possibility there radioactive substances contained in condensed water capture is Ru <br/> be re-suspended by is, a <br/> point load of radioactive material removing device increases.
【０００７】本発明の第１の目的は、適用流量範囲が広
く、圧力損失が小さく、構造が簡単なノズル手段を備え
た湿式洗浄器を持つ原子炉格納容器減圧装置を提供する
ことである。A first object of the present invention is to provide a decompression apparatus for a reactor containment vessel having a wet-type washer having a wide range of applicable flow rates, a small pressure loss and a simple nozzle structure.
【０００８】本発明の第２の目的は、放射性物質除去装
置の設備の簡素化が可能な原子炉格納容器減圧装置を提
供することである。A second object of the present invention is to provide a reactor containment vessel decompression device which can simplify the equipment of a radioactive substance removing device.
【０００９】本発明の第３の目的は、ベントラインの配
管内で凝縮した凝縮水中に含まれる放射性物質の再浮遊
を防止し、放射性物質除去装置の除去性能要求が低減で
きる原子炉格納容器減圧装置を提供することである。A third object of the present invention is to provide a vent line arrangement.
An object of the present invention is to provide a decompression device for a reactor containment vessel , which prevents re-suspension of radioactive substances contained in condensed water condensed in a pipe and reduces the removal performance requirement of a radioactive substance removal device. .
【００１０】上記第１の目的を達成するため、本発明
は、原子力発電所において、万が一、原子炉格納容器内
の圧力が設計値を越えるような事象が生じたときに、原
子炉格納容器内のガスを大気へ放出し、原子炉格納容器
を減圧する原子炉格納容器減圧装置において、原子炉格
納容器に接続された少なくとも１本のベントラインと、
このベントラインに設置され、前記ガスに含まれる放射
性物質を除去する湿式洗浄器とを備え、前記湿式洗浄器
を、タンク水中にジェット状にガスを噴出させることに
より放射性物質を除去するノズル手段を有する構成とし
たものである。そしてこの場合、当該ノズル手段は、ベ
ントラインの配管に接続された水平方向の複数のノズル
管と、各ノズル管に下向きに開けられた多数のノズル小
孔とで構成される。または、当該湿式洗浄器のタンク容
器の直径Ｄと当該ノズル手段からタンク水の水面までの
初期深さＨとの比Ｄ／Ｈが３．３以上であり、好ましく
は、約６となるように構成される。 [0010] In order to achieve the first object, the present invention relates to a nuclear power plant, which is used when the pressure inside the reactor containment vessel exceeds a design value. A reactor vessel depressurizing device for releasing the gas into the atmosphere and depressurizing the reactor containment vessel, wherein at least one vent line connected to the reactor containment vessel;
A wet cleaning device installed in the vent line, for removing radioactive substances contained in the gas, and a nozzle means for removing the radioactive substances by jetting the gas into the tank water in a jet form. It has a configuration to have. In this case, the nozzle means is composed of a plurality of horizontal nozzle pipes connected to the pipes of the vent line, and a number of small nozzle holes opened downward in each nozzle pipe. Alternatively, the tank volume of the wet type washer
Vessel diameter D and the distance from the nozzle means to the tank water level
The ratio D / H to the initial depth H is 3.3 or more, and is preferably
Is configured to be approximately 6.
【００１１】また、上記第２の目的を達成するため、本
発明は、上記原子炉格納容器減圧装置において、ベント
ラインの一部を構成する配管部材及びこの配管部材内に
設置され、ガス中の放射性粒子を除去する放射性物質除
去手段を有する配管内組み込み型放射性物質除去装置と
を備える構成としたものである。そしてこの場合、ベン
トラインの上記放射性物質除去装置の下流側に設置さ
れ、タンク水中にジェット状にガスを噴出させることに
より放射性物質を除去するノズル手段を有する湿式洗浄
器を更に備える。 In order to achieve the second object, the present invention provides a pressure-reducing apparatus for a reactor containment vessel, which comprises a piping member constituting a part of a vent line, and a piping member installed in the piping member, the gas containing gas contained therein. The apparatus is provided with a built-in radioactive substance removing device having a radioactive substance removing means for removing radioactive particles. And in this case, Ben
Installed downstream of the radioactive material removal device
Gas into the tank water
Wet cleaning with nozzle means to remove more radioactive materials
And a vessel.
【００１２】更に、上記第３の目的を達成するため、本
発明は、上記原子炉格納容器減圧装置において、ベント
ラインに設置され、ベントラインの配管内で凝縮した放
射性物質を含んだ凝縮水を捕集する凝縮水捕集装置を設
置したものである。この凝縮水捕集装置は、好ましく
は、ベントラインの一部を構成する配管部材に設けられ
た凝縮水受けと、廃液タンクと、凝縮水受けを廃液タン
クに接続するドレン配管及び弁とで構成される。配管部
材内の凝縮水受けの上方には好ましくは複数の邪魔板が
設置される。Further, in order to achieve the third object, the present invention provides the reactor containment vessel decompression apparatus according to the present invention, wherein the radioactive substance installed in the vent line and condensed in the vent line piping is provided. A condensed water collecting device for collecting the condensed water containing the water is installed. This condensed water collecting device preferably comprises a condensed water receiver provided on a pipe member constituting a part of the vent line, a waste liquid tank, and a drain pipe and a valve for connecting the condensed water receiver to the waste liquid tank. Is done. A plurality of baffles are preferably installed above the condensed water receiver in the piping member.
【００１３】湿式洗浄器を、タンク水中にジェット状に
ガスを噴出させることにより放射性物質を除去するノズ
ル手段を有する構成とすることにより、従来のベンチュ
リー型ノズルのような流量調節は必要とすることなく、
ノズル出口部放射性物質慣性衝突効果を利用して当該ベ
ンチュリー型ノズルと同等の放射性物質除去性能を得る
ことができる。また、小孔を設けるだけでよいので、ノ
ズル部での圧力損失が小さく、構造も簡単である。ま
た、上記ノズルの小孔を下向きにすることにより、ノズ
ル噴流の減速効果が増大し、かつ気液接触時間を増大さ
せることができる。また、更に、タンク容器の直径Ｄと
ノズル手段からタンク水の水面までの初期深さＨとの比
Ｄ／Ｈを３．３以上にすることで、２４時間毎のタンク
水の給水により、気体状の放射性物質の除去に必要な気
液接触時間が得られる。 The wet type washer has a nozzle means for removing radioactive substances by jetting gas into the tank water in a jet state, so that the flow rate adjustment as in the conventional venturi type nozzle is required. Not
Utilizing the inertia collision effect of the radioactive substance at the nozzle outlet, radioactive substance removal performance equivalent to that of the venturi type nozzle can be obtained. In addition, since it is only necessary to provide the small holes , the pressure loss at the nozzle portion is small, and the structure is simple. Ma
Was, by downward small hole of the nozzle, nozzle
The jet deceleration effect is increased, and the gas-liquid contact time is increased.
Can be made. Further, the diameter D of the tank container
Ratio of initial depth H from nozzle means to tank water level
By setting D / H to 3.3 or more, tanks every 24 hours
By supplying water, the air required to remove gaseous radioactive materials
Liquid contact time is obtained.
【００１４】配管内組み込み型放射性物質除去装置を上
記放射性物質除去装置の上流側に配置することにより、
後段の除去装置の性能要求が低減でき、設備を簡素化す
ることができると共に、十分な放射性物質除去性能が得
られる。また、ベントラインの任意の位置に設置するこ
とができるので装置を保守点検のしやすい場所に設置す
ることができる。 Up the radioactive material removal device built in the pipe
By arranging it upstream of the radioactive material removal device ,
The performance requirements of the subsequent removal device can be reduced, the equipment can be simplified, and sufficient radioactive material removal performance can be obtained.
Can be Further, since the apparatus can be installed at an arbitrary position in the vent line, the apparatus can be installed in a place where maintenance and inspection are easy.
【００１５】ベントラインにベントラインの配管内で凝
縮した放射性物質を含んだ凝縮水を捕集する凝縮水捕集
装置を設置することにより、凝縮により捕獲された放射
性物質の再浮遊を防止することができ、このことによ
り、後段に設けられる放射性物質除去装置の除去性能要
求の低減が可能になる。[0015] The vent line is condensed in the vent line piping.
By installing the condensed water collecting device for collecting laden condensate water condensed by radioactive substances, Ki out preventing resuspended radioactive material captured by condensing, by this, provided downstream It is possible to reduce the removal performance requirement of the radioactive material removal device to be used.
【００１６】[0016]
【実施例】以下、本発明の実施例を図面により説明す
る。まず、本発明の第１の実施例に係わる原子炉格納容
器減圧装置の概要を図１により説明する。図１におい
て、１は原子炉格納容器であり、原子炉格納容器１内に
は圧力容器２が収納されている。また原子炉格納容器１
はウエットウエルを形成する圧力抑制室３とドライウエ
ル４とに区分され、圧力抑制室３には圧力抑制プール５
が設けられ、ドライウエル４と圧力抑制プール５とは複
数のベント管６で連通している。Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings. First, an outline of a reactor containment vessel decompression device according to a first embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. In FIG. 1, reference numeral 1 denotes a reactor containment vessel, and a pressure vessel 2 is housed in the reactor containment vessel 1. Reactor containment vessel 1
Are divided into a pressure suppression chamber 3 forming a wet well and a dry well 4, and a pressure suppression pool 5 is provided in the pressure suppression chamber 3.
The dry well 4 and the pressure suppression pool 5 are communicated with each other by a plurality of vent pipes 6.
【００１７】以上の原子炉格納容器１に、万が一、原子
炉格納容器１内の圧力が設計値を越えるような事象が生
じたときに、原子炉格納容器１内のガスを大気へ放出し
て減圧する原子炉格納容器減圧装置６０が設けられてい
る。減圧装置６０は複数のベントライン７〜１０を有
し、ベントライン７〜１０には隔離弁１１〜１４が設置
され、この隔離弁１１〜１４を開くことにより対応する
ベントラインからガスが放出される。また、ベントライ
ン７〜１０のうちベントライン８，９は１本のベントラ
イン６１にまとめられ、このベントライン６１には湿式
洗浄器１５オリフィス１６及び開閉弁１７が設置され、
放出ガスに同伴される放射性物質による周囲環境汚染が
著しいと考えられる場合は、ベントライン８及び／又は
９を使用し、原子炉格納容器１内のガスを湿式洗浄器１
５を通して排気塔１８より周囲環境へ放出する。In the unlikely event that the pressure inside the reactor containment vessel 1 exceeds the designed value, the gas inside the reactor containment vessel 1 is discharged to the atmosphere. A reactor containment vessel decompression device 60 for reducing the pressure is provided. The decompression device 60 has a plurality of vent lines 7 to 10, and isolation valves 11 to 14 are installed in the vent lines 7 to 10. When the isolation valves 11 to 14 are opened, gas is released from the corresponding vent lines. You. The vent lines 8 and 9 of the vent lines 7 to 10 are combined into one vent line 61, and the wet line 15 orifice 16 and the on-off valve 17 are installed in the vent line 61.
If the surrounding environment is considered to be significantly contaminated by radioactive substances entrained in the released gas, the vent line 8 and / or 9 is used to clean the gas inside the reactor containment vessel 1 by the wet cleaning device 1.
The air is discharged from the exhaust tower 18 to the surrounding environment through the exhaust pipe 5.
【００１８】以上の減圧装置６０において、湿式洗浄器
１５は図２及び図３に示すような構成を有している。即
ち、図２において、３１はベントライン６１の一部を成
すベント管であり、ベント管３１は容器３５内を垂下す
る垂直部分を有し、その先端はタンク水３４中において
水平方向のノズルヘッダ管３２に接続されている。ノズ
ルヘッダ管３２には、図３に示すように、同様に水平方
向の複数のノズル管３３がくし刺し状に取り付けられて
おり、ノズル管３３の最下部側面には多数のノズル小孔
３６が下向きに開けられている。ガスはベント管３１を
通り、ノズルヘッダ管３２に送られ、ここから更にノズ
ル管３３に送られ、多数のノズル小孔３６よりタンク水
３４中にジェット状に噴射される。このようにガスをタ
ンク水中にジェット状に噴射させることによりガスに含
まれる粒子状の放射性物質が除去される。なお、ノズル
小孔３６の径及び数はノズル出口流速が十分得られるよ
うに決定される。このノズル管３３とノズル小孔３６と
からなるノズルを、本明細書ではインパクト型ノズルと
称する。また、タンク水３４にはチオ硫酸ナトリウムが
添加され、気体状の放射性物質、即ち、単体ヨウ素はこ
の添加物質による化学反応吸収により除去される。In the above-described pressure reducing device 60, the wet cleaning device 15 has a configuration as shown in FIGS. That is, in FIG. 2, reference numeral 31 denotes a vent pipe which forms a part of a vent line 61, and the vent pipe 31 has a vertical portion which hangs down in the container 35, and the tip thereof is a horizontal nozzle header in the tank water 34. It is connected to a tube 32. As shown in FIG. 3, a plurality of nozzle pipes 33 in the horizontal direction are similarly attached to the nozzle header pipe 32 in a comb-like manner. It is open to. The gas passes through the vent pipe 31 and is sent to the nozzle header pipe 32, from which it is further sent to the nozzle pipe 33, and is jetted into the tank water 34 from a number of nozzle small holes 36. By jetting the gas into the tank water in the form of a jet, the particulate radioactive substances contained in the gas are removed. The diameter and number of the nozzle small holes 36 are determined so that a sufficient nozzle outlet flow velocity can be obtained. The nozzle including the nozzle pipe 33 and the nozzle small hole 36 is referred to as an impact type nozzle in this specification. Further, sodium thiosulfate is added to the tank water 34, and a gaseous radioactive substance, i.e., simple iodine, is removed by chemical reaction absorption by the added substance.
【００１９】次に、本実施例の湿式洗浄器の作用を従来
装置と比較しながら説明する。図４は、放射性物質除去
装置として用いられる湿式洗浄器における従来型のノズ
ル、即ち、ベンチュリ型ノズルを示している。このノズ
ルによる放射性物質除去原理は、液滴への放射性物質慣
性衝突効果を利用している。即ち、ガス２５がノズルス
ロート２０部を通る際に、小孔２３より水を吸い込み、
液滴２２がガス中に分散する。このとき、液滴２２とガ
ス流の移動速度の相違により、速度の遅い液滴へガス流
中に含まれる放射性物質が慣性衝突することにより、放
射性物質が液滴内に捕集される。しかしながら、この型
式のノズルは、液滴２２の分散を得るためのガス２５の
流量範囲が狭いことから、流量調整しなければならない
という問題がある。また、圧力損失が大きいため、低圧
で運転することが考えられている本系統では不向きであ
る。更に、この型式のノズルは構造が複雑であり、製作
工数が多くなることが考えられる。Next, the operation of the wet cleaning device of this embodiment will be described in comparison with a conventional device. FIG. 4 shows a conventional nozzle, that is, a Venturi-type nozzle in a wet cleaning device used as a radioactive substance removing device. The principle of removing radioactive materials by this nozzle utilizes the effect of inertial collision of radioactive materials with droplets. That is, when the gas 25 passes through the nozzle throat 20 part, it sucks water from the small holes 23,
Droplets 22 disperse in the gas. At this time, due to the difference in the moving speed of the droplet 22 and the moving speed of the gas flow, the radioactive material contained in the gas flow inertically collides with the low-speed liquid droplet, so that the radioactive material is collected in the liquid droplet. However, this type of nozzle has a problem that the flow rate must be adjusted since the flow rate range of the gas 25 for obtaining the dispersion of the droplets 22 is narrow. Also, since the pressure loss is large, it is not suitable for the present system in which operation at low pressure is considered. Further, this type of nozzle has a complicated structure, which may increase the number of manufacturing steps.
【００２０】本実施例のインパクト型ノズルはこれらの
問題点を改善するために考案したものであり、その放射
性物質除去原理はノズル出口部放射性物質慣性衝突効果
を利用している。即ち、図５において、ノズル小孔３６
から水３４中にジェット状にガスを噴出させ、その噴流
２９が急減速する際に、ガス中に含まれる粒子状の放射
性物質に慣性力が付加される。この慣性力により粒子状
の放射性物質は水中へ飛び込み、捕集される。また、ノ
ズル噴流２９を下向きにすることにより、ノズル噴流の
減速効果が増大し、かつ気液接触時間を増大させること
ができる。なお、本願発明者等の検討によれば、ノズル
小孔３６の直径ｄは小さいほど性能は向上するが、ノズ
ル製作及びノズル目づまりの点から３ｍｍ以上が好まし
く、３０ｍｍを越えるとその除去性能は期待できないこ
とから、３０ｍｍ以下とすることが好ましい。The impact type nozzle of this embodiment has been devised in order to improve these problems, and its principle of removing radioactive materials utilizes the inertial collision effect of radioactive materials at the nozzle outlet. That is, in FIG.
Gas is jetted into the water 34 in the form of a jet, and when the jet 29 is rapidly decelerated, inertial force is added to the particulate radioactive substance contained in the gas. This inertial force causes the particulate radioactive material to jump into the water and be collected. Further, by making the nozzle jet 29 downward, the deceleration effect of the nozzle jet can be increased, and the gas-liquid contact time can be increased. According to the study by the present inventors, the smaller the diameter d of the nozzle small hole 36 is, the more the performance is improved. However, from the viewpoint of nozzle fabrication and nozzle clogging, the diameter is preferably 3 mm or more. Since it is impossible, it is preferable to set the thickness to 30 mm or less.
【００２１】図６は、上記インパクタ型ノズルの他の実
施例である。タンク水中のノズル管３３の下方に衝突板
３０を配置し、放射性物質を衝突板３０に吸着させる。
このようにすることにより放射性物質の除去効果が向上
する。FIG. 6 shows another embodiment of the impactor type nozzle. The collision plate 30 is arranged below the nozzle pipe 33 in the tank water, and the radioactive substance is adsorbed to the collision plate 30.
By doing so, the effect of removing the radioactive substance is improved.
【００２２】湿式洗浄器の他の実施例を図７〜図１０に
より説明する。図７及び図８に示す実施例は、ベント管
の先端を蓄気室３７に接続し、蓄気室３７に水平方向の
複数のベント管３８を放射状に取り付けたものである。
また、図９及び図１０に示す実施例は、蓄気室３９に放
射状に水平方向の複数の通気管４０を接続し、この通気
管４０に同心円状の水平方向の複数の環状ノズル管４１
を設置したものである。Another embodiment of the wet cleaning device will be described with reference to FIGS. In the embodiment shown in FIGS. 7 and 8, the tip of the vent pipe is connected to the air storage chamber 37, and a plurality of horizontal vent pipes 38 are radially attached to the air storage chamber 37.
In the embodiment shown in FIGS. 9 and 10, a plurality of horizontal ventilation pipes 40 are radially connected to the air storage chamber 39, and a plurality of concentric horizontal nozzle pipes 41 are connected to the ventilation pipe 40.
Is installed.
【００２３】次に、本発明のインパクト型ノズルを用い
た湿式洗浄器の寸法関係の取り合いを説明する。上記の
ように本発明の湿式洗浄器は、インパクト型ノズルによ
り粒子状の放射性物質を除去し、気体状の放射性物質、
即ち、単体ヨウ素に対しては、タンク水内にチオ硫酸ナ
トリウムを添加し、化学反応吸収により除去する方式と
している。この化学反応吸収による単体ヨウ素の除去は
気液接触時間、即ち、気泡がタンク水中に滞在している
時間により決定される。しかしながら、図１１に示すよ
うにタンク水は、水中に捕集された放射性物質崩壊熱に
より蒸発するため、現状では２４時間毎に給水を行うこ
とが考えられている。従って、少くとも、２４時間は必
要気泡滞在時間を確保する必要がある。気泡滞在時間は
タンク水深により決定されるが、タンク水容器直径が大
きいほど蒸発による水位変化は小さい。そこで、図１２
に示すようにタンク水初期水深をＨ、タンク水容器直径
をＤとし、２４時間後の気泡滞在時間をこのＨとＤをパ
ラメータとして計算すると、図１３に示すような結果が
得られる。ここで、本願発明者等の検討によれば、湿式
洗浄器を建屋内に設置するためには、容器高さの制限か
らタンク水初期水深Ｈは１．５ｍ以下にする必要があ
り、従って、必要気泡滞在時間を満たすタンク水容器直
径Ｄとタンク水初期水深Ｈの比Ｄ／Ｈは本図から３．３
以上でなければならないことが分かる。Next, the dimensional relationship of the wet cleaning device using the impact type nozzle according to the present invention will be described. Wet scrubber of the present invention as described above, to remove particulate radioactive substance by impacts type nozzle, gaseous radioactive substance,
That is, for the simple iodine, sodium thiosulfate is added to the tank water and removed by chemical reaction absorption. The removal of the simple iodine by the absorption of the chemical reaction is determined by the gas-liquid contact time, that is, the time during which bubbles stay in the tank water. However, as shown in FIG. 11, since the tank water evaporates due to the radioactive substance decay heat collected in the water, it is currently considered to supply water every 24 hours. Therefore, it is necessary to secure the necessary bubble residence time for at least 24 hours. The bubble residence time is determined by the tank water depth. The larger the tank water container diameter, the smaller the water level change due to evaporation. Therefore, FIG.
If the initial tank water depth is H, the diameter of the tank water container is D, and the bubble residence time after 24 hours is calculated using H and D as parameters, the result shown in FIG. 13 is obtained. Here, according to the study by the inventors of the present application, in order to install a wet cleaning device in a building, the tank water initial water depth H needs to be 1.5 m or less due to the limitation of the container height. The ratio D / H between the tank water container diameter D satisfying the required bubble stay time and the tank water initial water depth H is 3.3 from this figure.
It turns out that it must be at least.
【００２４】また、本願発明者等の検討によれば、耐震
上の観点から容器高さをできるだけ小さくする場合は、
タンク水初期水深Ｈは１ｍ程度とすることが好ましく、
この場合、タンク水容器直径Ｄとタンク水初期水深Ｈの
比Ｄ／Ｈは約６とする必要がある。According to the study of the present inventors, when the height of the container is made as small as possible from the viewpoint of earthquake resistance,
The initial water depth H of the tank water is preferably about 1 m,
In this case, the ratio D / H between the tank water container diameter D and the initial tank water depth H needs to be about 6.
【００２５】本発明の他の実施例を図１４により説明す
る。図１４において、減圧装置６０Ａは、ガス中の放射
性粒子を除去する配管内組み込み型放射性物質除去装置
４３を備えている。放射性物質除去装置４３は、図１５
に示すように、ベントライン６１の一部を構成する配管
部材４３ａと、配管部材４３ａ内に配置された放射性物
質除去手段としての金属繊維フィルター４３ｂとからな
り、配管部材４３ａはフランジ４２で主配管４４に接続
されている。金属繊維フィルタ４３ｂは繊維径が２〜４
μｍであり、充填密度が５０〜１００ｋｇ／ｍ3 の高性
能ステンレスフィルタが用いられる。Another embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. In FIG. 14, a decompression device 60A includes a radioactive substance removal device 43 incorporated in a pipe for removing radioactive particles in a gas. The radioactive substance removing device 43 is shown in FIG.
As shown in FIG. 5, the pipe member 43a is a part of the vent line 61, and a metal fiber filter 43b as a radioactive substance removing means disposed in the pipe member 43a. 44. The metal fiber filter 43b has a fiber diameter of 2 to 4
A high-performance stainless steel filter having a packing density of 50 to 100 kg / m 3 is used.
【００２６】金属繊維フィルタの性能は、フィルタ面速
度に依存し、フィルタ面速度を１ｍ／ｓ以下にする必要
がある。図１６はこの観点からの改良を施した配管内組
み込み型放射性物質除去装置４３Ａを有する実施例を示
す。この実施例では、フィルタ面速度を規定の範囲に低
下させるために、配管部材４３ｃの径を拡大し、かつ金
属繊維フィルタ４３ｄをガスの流れに対し縦置きにして
必要フィルタ面積を確保している。The performance of a metal fiber filter depends on the filter surface speed, and it is necessary that the filter surface speed be 1 m / s or less. FIG. 16 shows an embodiment having a radioactive substance removing device 43A incorporated in a pipe improved from this viewpoint. In this embodiment, in order to reduce the filter surface speed to a specified range, the diameter of the pipe member 43c is enlarged, and the metal fiber filter 43d is placed vertically with respect to the gas flow to secure a necessary filter area. .
【００２７】また、放射性物質除去手段は金属繊維フィ
ルタに限られず、例えば、図１７に示す装置４３Ｂのよ
うに、配管内に流れを急変させるための多数の邪魔板４
５を配管部材４３ａ内に配置する構成としてもよい。こ
のように邪魔板４５により流れを急変させることによ
り、粒子径の大きな放射性物質は流れに追従できず、邪
魔板にぶつかり補集される。The radioactive substance removing means is not limited to a metal fiber filter. For example, as shown in an apparatus 43B in FIG.
5 may be arranged in the piping member 43a. By rapidly changing the flow by the baffle plate 45, the radioactive substance having a large particle diameter cannot follow the flow, but hits the baffle plate and is collected.
【００２８】以上は、配管内組み込み型放射性物質除去
装置を単独で用いた実施例であり、この装置単独では放
射性物質除去性能が十分得られない場合は、図１８に示
すように、本装置をプレフィルタ４７とし、後段に高性
能放射性物質除去装置４８を設置してもよい。この場
合、プレフィルタ４７でほとんどの放射性物質が除去さ
れるため、後段の除去装置４８の性能要求を低減するこ
とが可能である。ここで、後段の除去装置４８として
は、好ましくは、前述したインパクト型ノズルを用いた
湿式洗浄器１５が用いられる。The above is the embodiment in which the radioactive substance removing device incorporated in the pipe is used alone. If the radioactive substance removing performance cannot be sufficiently obtained by this device alone, as shown in FIG. The pre-filter 47 may be used, and a high-performance radioactive substance removing device 48 may be installed at a subsequent stage. In this case, since most of the radioactive substances are removed by the pre-filter 47, it is possible to reduce the performance requirement of the subsequent removal device 48. Here, as the removal device 48 at the subsequent stage, preferably, the above-mentioned wet type washer 15 using the impact type nozzle is used.
【００２９】なお、図１８に示す実施例では、格納容器
１のドライウェル４からガスを放出する場合、即ち、ベ
ントライン８からガスを放出する場合、放射性物質の放
出量が多くなるので、プレフィルタ４７が目づまりする
可能性がある。このため、プレフィルタ４７前後の圧力
損失を差圧計５１により監視し、もし、差圧が大きくな
った場合は、弁４９を閉、弁５０を開とし、放出ガスを
バイパスライン４６に送るようにする。この場合、この
時点では既に、格納容器１中の放射性物質の発生はピー
クを過ぎ、プレフィルタ４７でほとんどの放射性物質を
除去し終っているので、その後のガスをプレフィルタ４
７を通さずに高性能放射性物質除去装置４８へ送っても
大きな負担とはならない。In the embodiment shown in FIG. 18, when the gas is released from the dry well 4 of the containment vessel 1, that is, when the gas is released from the vent line 8, the amount of the radioactive substance released is large. The filter 47 may be clogged. For this reason, the pressure loss before and after the pre-filter 47 is monitored by the differential pressure gauge 51. If the differential pressure increases, the valve 49 is closed and the valve 50 is opened, and the released gas is sent to the bypass line 46. I do. In this case, at this point, the generation of radioactive material in the storage container 1 has already passed the peak and most of the radioactive material has been removed by the pre-filter 47.
Sending to the high-performance radioactive material removing apparatus 48 without passing through the apparatus does not cause a large burden.
【００３０】本発明の更に他の実施例を図１９及び図２
０により説明する。本実施例は凝縮水捕集装置を採用し
た実施例である。即ち、ベントライン６１の高性能放射
性物質除去装置４８の上流側には放射性物質を含んだ凝
縮水を捕集する凝縮水捕集装置６３が設置されている。
ここで、除去装置４８としては、好ましくは、前述した
インパクト型ノズルを用いた湿式洗浄器１５が用いられ
る。凝縮水捕集装置６３は、ベントラインに設置された
凝縮水受け５５と、廃液タンク５８と、凝縮水受け５５
と廃液タンク５８とを連絡するドレン配管５７及び弁５
６とからなっており、凝縮水受け５５はベントライン６
１の一部を構成する配管部材５５ａの下部に設けられ、
凝縮水受け５５の上方には多数の邪魔板５３が設置され
ている。配管部材５５ａはフランジ５５ｂで主配管５２
に連結されている。FIGS. 19 and 2 show still another embodiment of the present invention.
0 will be described. This embodiment is an embodiment employing a condensed water collecting device. That is, a condensed water collecting device 63 that collects condensed water containing a radioactive substance is provided upstream of the high-performance radioactive substance removing device 48 of the vent line 61.
Here, as the removing device 48, preferably, the above-mentioned wet type washer 15 using the impact type nozzle is used. The condensed water collecting device 63 includes a condensed water receiver 55 installed in a vent line, a waste liquid tank 58, and a condensed water receiver 55.
Pipe 57 and valve 5 for communicating between
6 and the condensed water receiver 55 is connected to the vent line 6.
1 is provided below the piping member 55a that constitutes a part of
Above the condensed water receiver 55, a number of baffle plates 53 are provided. The pipe member 55a is connected to the main pipe 52 by a flange 55b.
It is connected to.
【００３１】主配管５２内で凝縮した水はガスと共に凝
縮水捕集装置６３に流入する。ここで、凝縮水は凝縮水
受け５５に捕集され、またガス流中に含まれる液滴は邪
魔板５３にぶつかり、邪魔板５３に沿って落下すること
により凝縮水受け５５に捕集される。捕集された凝縮水
５４は多量の放射性物質を含むため、ドレン配管５７を
通って廃液タンク５８へ送水される。このとき、廃液タ
ンク５８への送水は弁５６の開放のみで達成される。The water condensed in the main pipe 52 flows into the condensed water collecting device 63 together with the gas. Here, the condensed water is collected in the condensed water receiver 55, and the droplets contained in the gas flow hit the baffle plate 53 and fall along the baffle plate 53 to be collected in the condensed water receiver 55. . Since the collected condensed water 54 contains a large amount of radioactive material, it is sent to a waste liquid tank 58 through a drain pipe 57. At this time, water supply to the waste liquid tank 58 is achieved only by opening the valve 56.
【００３２】[0032]
【発明の効果】本発明は以上のように構成したので、以
下に記載されるような効果を生じる。Since the present invention is configured as described above, the following effects are obtained.
【００３３】（１）放射性物質除去装置に用いられる湿
式洗浄器において、新型ノズルを採用することにより流
量調節不要であり、またノズル部での圧力損失を小さく
することができる。また、本新型ノズルは簡単な構造で
あるため、製作工数を小さくすることができる。また、
上記ノズルの小孔を下向きにすることにより、高い気体
状の放射性物質除去性能が得られる。また、更に、タン
ク容器の直径Ｄとノズル手段からタンク水の水面までの
初期深さＨとの比Ｄ／Ｈを３．３以上にすることで、必
要気液接触時間が得られる。 (1) In the wet cleaning device used in the radioactive substance removing device, the use of a new type nozzle eliminates the need for adjusting the flow rate, and can reduce the pressure loss at the nozzle portion. Further, since the new nozzle has a simple structure, the number of manufacturing steps can be reduced. Also,
By turning the small hole of the nozzle downward, high gas
Radioactive material removal performance is obtained. In addition,
The diameter of the container D and the distance from the nozzle means to the tank surface
By setting the ratio D / H to the initial depth H to 3.3 or more,
Gas-liquid contact time is obtained.
【００３４】（２）本発明による配管内組み込み型放射
性物質除去装置を上記湿式洗浄器の上流側に配置するこ
とによって、湿式洗浄器の性能要求が低減でき、設備を
簡素化することができると共に、十分な放射性物質除去
性能が得られる。また、装置を任意の位置に設置できる
ため、保守点検性が向上する。(2) The apparatus for removing radioactive substances incorporated in a pipe according to the present invention is arranged upstream of the above wet cleaning device.
With this, the performance requirements of the wet cleaning device can be reduced, the equipment can be simplified, and sufficient radioactive material removal can be achieved.
Performance is obtained . Further, since the device can be installed at an arbitrary position, maintenance and inspection performance is improved.
【００３５】（３）本発明による凝縮水捕集装置によれ
ば、配管内で凝縮した凝縮水に含まれる放射性物質の再
浮遊を防止し、後段の放射性物質除去装置の除去性能要
求を低減することができる。(3) According to the condensed water collecting device of the present invention, the radioactive substance contained in the condensed water condensed in the pipe is re-used.
Prevents floating and requires removal performance of subsequent radioactive material removal equipment
Requirements can be reduced .
【図１】本発明の一実施例による原子炉格納容器減圧装
置の全体概略図である。FIG. 1 is an overall schematic diagram of a reactor containment vessel decompression device according to one embodiment of the present invention.
【図２】図１に示す湿式洗浄器の一実施例を示す断面図
である。FIG. 2 is a sectional view showing an embodiment of the wet cleaning device shown in FIG.
【図３】図２に示す湿式洗浄器におけるノズル部分の上
面図である。FIG. 3 is a top view of a nozzle portion in the wet cleaning device shown in FIG.
【図４】従来のベンチュリー型ノズルの動作原理を説明
する図である。FIG. 4 is a diagram illustrating the operation principle of a conventional venturi-type nozzle.
【図５】本発明のインパクト型ノズルの動作原理を説明
する図である。FIG. 5 is a view for explaining the operation principle of the impact type nozzle of the present invention.
【図６】本発明のインパクト型ノズルの下部に衝突板を
設けた場合の動作原理を説明する図である。FIG. 6 is a view for explaining the principle of operation when a collision plate is provided below the impact nozzle of the present invention.
【図７】湿式洗浄器の他の実施例の断面図である。FIG. 7 is a sectional view of another embodiment of the wet cleaning device.
【図８】図７に示す湿式洗浄器におけるノズル部分の上
面図である。8 is a top view of a nozzle portion in the wet cleaning device shown in FIG.
【図９】湿式洗浄器の更に他の実施例の断面図である。FIG. 9 is a sectional view of still another embodiment of the wet cleaning device.
【図１０】図９に示す湿式洗浄器におけるノズル部分の
上面図である。FIG. 10 is a top view of a nozzle portion in the wet cleaning device shown in FIG.
【図１１】湿式洗浄器内放射性物質の崩壊熱によるタン
ク水蒸発量経時変化を示す図である。FIG. 11 is a diagram showing a change over time of a tank water evaporation amount due to decay heat of a radioactive substance in a wet cleaning device.
【図１２】湿式洗浄器の寸法の取り合いを説明する図で
ある。FIG. 12 is a view for explaining the arrangement of dimensions of a wet cleaning device.
【図１３】湿式洗浄器の装置作動から２４時間後のタン
ク水内気泡滞在時間を示す図である。FIG. 13 is a diagram showing the air bubble residence time in tank water 24 hours after the operation of the wet cleaning device.
【図１４】本発明の他の実施例による原子炉格納容器減
圧装置の全体概略図である。FIG. 14 is an overall schematic diagram of a reactor containment vessel decompression device according to another embodiment of the present invention.
【図１５】図１４に示す配管内組み込み型放射性物質除
去装置の拡大断面図である。FIG. 15 is an enlarged sectional view of the in-pipe incorporated radioactive substance removing apparatus shown in FIG.
【図１６】配管内組み込み型放射性物質除去装置の変形
例を示す断面図である。FIG. 16 is a sectional view showing a modified example of the radioactive substance removing device incorporated in a pipe.
【図１７】配管内組み込み型放射性物質除去装置の他の
変形例を示す断面図である。FIG. 17 is a cross-sectional view showing another modification of the radioactive substance removing device incorporated in a pipe.
【図１８】本発明の更に他の実施例による原子炉格納容
器減圧装置の全体概略図である。FIG. 18 is an overall schematic diagram of a reactor containment vessel decompression device according to still another embodiment of the present invention.
【図１９】本発明の更に他の実施例による原子炉格納容
器減圧装置の全体概略図である。FIG. 19 is an overall schematic view of a reactor containment vessel decompression device according to still another embodiment of the present invention.
【図２０】図１９に示す配管内凝縮水捕集装置の拡大図
である。20 is an enlarged view of the apparatus for collecting condensed water in a pipe shown in FIG. 19;
１ 原子炉格納容器 ７〜１０，６１ ベントライン １５ 湿式洗浄器 ３３ ノズル管 ３６ ノズル小孔 ４３ 配管内組み込み型放射性物質除去装置 ４３ｂ 金属繊維フィルタ ４５ 邪魔板 ５３ 邪魔板 ５５ 凝縮水受け ５６ 弁 ５７ ドレン配管 ５８ 廃液タンク ６０ 減圧装置 ６３ 配管内凝縮水捕集装置 DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 Reactor containment vessel 7-10, 61 Vent line 15 Wet cleaning device 33 Nozzle tube 36 Nozzle small hole 43 Built-in radioactive material removing device 43b Metal fiber filter 45 Baffle plate 53 Baffle plate 55 Condensed water receiver 56 Valve 57 Drain Piping 58 Waste liquid tank 60 Pressure reducing device 63 Condensed water collecting device in piping
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 富永 研司 茨城県日立市幸町３丁目１番１号 株式 会社 日立製作所 日立工場内 (56)参考文献 特開 平３−94196（ＪＰ，Ａ) 特開 平３−51800（ＪＰ，Ａ) 特開 昭57−142589（ＪＰ，Ａ) 実開 平２−98688（ＪＰ，Ｕ) (58)調査した分野(Int.Cl.6，ＤＢ名) G21C 9/00 G21F 9/02 ──────────────────────────────────────────────────続 き Continuation of the front page (72) Inventor Kenji Tominaga 3-1-1 Sachimachi, Hitachi City, Ibaraki Pref. Hitachi, Ltd. Hitachi Plant (56) References JP-A-3-94196 (JP, A) JP-A-3-51800 (JP, A) JP-A-57-142589 (JP, A) JP-A-2-98688 (JP, U) (58) Fields investigated (Int. Cl. 6 , DB name) G21C 9 / 00 G21F 9/02
Claims (6)
納容器内の圧力が設計値を越えるような事象が生じたと
きに、原子炉格納容器内のガスを大気へ放出し、原子炉
格納容器を減圧する原子炉格納容器減圧装置において、 前記原子炉格納容器に接続された少なくとも１本のベン
トラインと、このベントラインに設置され、前記ガスに
含まれる放射性物質を除去する湿式洗浄器とを備え、前
記湿式洗浄器を、タンク水中にジェット状にガスを噴出
させることにより放射性物質を除去するノズル手段を有
する構成とし、前記ノズル手段は、ベントラインの配管
に接続された水平方向の複数のノズル管と、各ノズル管
に下向きに開けられた多数のノズル小孔とを有すること
を特徴とする原子炉格納容器減圧装置。In a nuclear power plant, when an event occurs in which the pressure in a reactor containment exceeds a design value, the gas in the reactor containment is released to the atmosphere and the reactor containment is released. A reactor containment vessel depressurizing device, comprising: at least one vent line connected to the reactor containment vessel; and a wet cleaning device installed in the vent line for removing radioactive substances contained in the gas. The wet cleaning device is provided with a nozzle means for removing radioactive material by jetting gas in a jet form into the tank water, wherein the nozzle means comprises a plurality of horizontal nozzles connected to a pipe of a vent line. A reactor containment vessel decompression device, comprising: a nozzle pipe; and a number of small nozzle holes opened downward in each nozzle pipe.
納容器内の圧力が設計値を越えるような事象が生じたと
きに、原子炉格納容器内のガスを大気へ放出し、原子炉
格納容器を減圧する原子炉格納容器減圧装置において、
前記原子炉格納容器に接続された少なくとも１本のベ
ントラインと、このベントラインに設置され、前記ガス
に含まれる放射性物質を除去する湿式洗浄器とを備え、
前記湿式洗浄器を、タンク水中にジェット状にガスを噴
出させることにより放射性物質を除去するノズル手段を
有する構成とし、前記湿式洗浄器のタンク容器の直径Ｄ
と前記ノズル手段から前記タンク水の水面までの初期深
さＨとの比Ｄ／Ｈが３．３以上であり、好ましくは約６
であることを特徴とする原子炉格納容器減圧装置。2. In a nuclear power plant, when an event occurs in which the pressure in a reactor containment exceeds a design value, the gas in the reactor containment is released to the atmosphere, In the reactor containment depressurizing device,
At least one vent line connected to the reactor containment vessel, and a wet cleaning device installed in the vent line for removing radioactive substances contained in the gas,
The wet washer has a nozzle means for removing radioactive substances by jetting gas into the tank water in a jet form.
And the ratio D / H of the initial depth H from the nozzle means to the water surface of the tank water is 3.3 or more, preferably about 6
A reactor containment vessel decompression device, characterized in that:
納容器内の圧力が設計値を越えるような事象が生じたと
きに、原子炉格納容器内のガスを大気へ放出し、原子炉
格納容器を減圧する原子炉格納容器減圧装置において、 前記原子炉格納容器に接続された少なくとも１本のベン
トラインと、このベントラインの一部を構成する配管部
材及びこの配管部材内に設置され、前記ガス中の放射性
粒子を除去する放射性物質除去手段を有する配管内組み
込み型放射性物質除去装置とを備え、前記ベントライン
の前記配管内組み込み型放射性物質除去装置の下流側に
設置され、タンク水中にジェット状にガスを噴出させる
ことにより放射性物質を除去するノズル手段を有する湿
式洗浄器を更に備えることを特徴とする原子炉格納容器
減圧装置。3. In a nuclear power plant, when an event occurs in which the pressure in a reactor containment exceeds a design value, the gas in the reactor containment is released to the atmosphere, A pressure vessel for decompressing the reactor vessel, wherein at least one vent line connected to the reactor containment vessel, a piping member forming a part of the vent line, and the gas installed in the piping member, A radioactive substance removing device incorporated in a pipe having a radioactive substance removing means for removing radioactive particles therein, and installed on the downstream side of the radioactive substance removing apparatus in the pipe of the vent line, and jetted into tank water. The reactor containment depressurizing device further comprising a wet cleaning device having a nozzle means for removing radioactive material by ejecting gas to the reactor vessel.
納容器内の圧力が設計値を越えるような事象が生じたと
きに、原子炉格納容器内のガスを大気へ放出し、原子炉
格納容器を減圧する原子炉格納容器減圧装置において、 前記原子炉格納容器に接続された少なくとも１本のベン
トラインと、このベントラインに設置され、ベントライ
ンの配管内で凝縮した放射性物質を含んだ凝縮水を捕集
する凝縮水捕集装置とを備えることを特徴とする原子炉
格納容器減圧装置。4. In a nuclear power plant, when an event occurs in which the pressure in a reactor containment exceeds a design value, the gas in the reactor containment is released to the atmosphere, A reactor decompression device for depressurizing the reactor, comprising: at least one vent line connected to the reactor containment vessel; and condensed water that is installed in the vent line and contains radioactive material condensed in the pipe of the vent line. And a condensed water collecting device for collecting water.
おいて、前記凝縮水捕集装置は、前記ベントラインの一
部を構成する配管部材に設けられた凝縮水受けと、廃液
タンクと、凝縮水受けを廃液タンクに接続するドレン配
管及び弁とを有することを特徴とする原子炉格納容器減
圧装置。5. The reactor containment vessel pressure reducing device according to claim 4 , wherein the condensed water collecting device includes a condensed water receiver provided on a pipe member constituting a part of the vent line, a waste liquid tank, A decompression unit for a reactor containment vessel, comprising a drain pipe and a valve for connecting a condensed water receiver to a waste liquid tank.
おいて、前記凝縮水捕集装置は、前記配管部材内の前記
凝縮水受けの上方に位置する複数の邪魔板を更に有する
ことを特徴とする原子炉格納容器減圧装置。6. The reactor decompression device according to claim 5 , wherein the condensed water collecting device further includes a plurality of baffles located above the condensed water receiver in the pipe member. Reactor containment vessel decompression device.
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| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |