JP6310987B2 - 軽水型炉（ｌｗｒ）の重大事故封じ込め用の放射性捕獲システムおよびその方法 - Google Patents
軽水型炉（ｌｗｒ）の重大事故封じ込め用の放射性捕獲システムおよびその方法 Download PDFInfo
- Publication number
- JP6310987B2 JP6310987B2 JP2016204776A JP2016204776A JP6310987B2 JP 6310987 B2 JP6310987 B2 JP 6310987B2 JP 2016204776 A JP2016204776 A JP 2016204776A JP 2016204776 A JP2016204776 A JP 2016204776A JP 6310987 B2 JP6310987 B2 JP 6310987B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- medium
- media
- region
- capture system
- baffle
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Active
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 29
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 title description 8
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 title description 8
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 claims description 45
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 34
- 238000012545 processing Methods 0.000 claims description 24
- 239000002245 particle Substances 0.000 claims description 21
- 239000005060 rubber Substances 0.000 claims description 15
- VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N Silicium dioxide Chemical compound O=[Si]=O VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 12
- 239000004567 concrete Substances 0.000 claims description 11
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 claims description 9
- 239000010959 steel Substances 0.000 claims description 9
- PNEYBMLMFCGWSK-UHFFFAOYSA-N aluminium oxide Inorganic materials [O-2].[O-2].[O-2].[Al+3].[Al+3] PNEYBMLMFCGWSK-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- 230000005484 gravity Effects 0.000 claims description 6
- 239000004576 sand Substances 0.000 claims description 6
- 239000008187 granular material Substances 0.000 claims description 5
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims description 5
- 239000011435 rock Substances 0.000 claims description 5
- 239000011324 bead Substances 0.000 claims description 3
- 238000011049 filling Methods 0.000 claims description 3
- 239000004033 plastic Substances 0.000 claims description 3
- 239000011347 resin Substances 0.000 claims description 3
- 229920005989 resin Polymers 0.000 claims description 3
- 239000000377 silicon dioxide Substances 0.000 claims description 3
- 239000004575 stone Substances 0.000 claims description 3
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 claims description 2
- 230000008878 coupling Effects 0.000 claims 2
- 238000010168 coupling process Methods 0.000 claims 2
- 238000005859 coupling reaction Methods 0.000 claims 2
- 239000012530 fluid Substances 0.000 claims 2
- 239000011150 reinforced concrete Substances 0.000 claims 2
- 230000007423 decrease Effects 0.000 claims 1
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 claims 1
- 238000005553 drilling Methods 0.000 claims 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 claims 1
- 239000011236 particulate material Substances 0.000 claims 1
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 28
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 8
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 7
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 7
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 7
- 239000000463 material Substances 0.000 description 7
- 238000001179 sorption measurement Methods 0.000 description 5
- 238000013461 design Methods 0.000 description 4
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 4
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 4
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 4
- 238000007689 inspection Methods 0.000 description 3
- 238000002156 mixing Methods 0.000 description 3
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 3
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 3
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 description 3
- 230000003014 reinforcing effect Effects 0.000 description 3
- 238000005070 sampling Methods 0.000 description 3
- 230000006641 stabilisation Effects 0.000 description 3
- 238000011105 stabilization Methods 0.000 description 3
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 3
- 230000009471 action Effects 0.000 description 2
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 2
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 2
- 239000003610 charcoal Substances 0.000 description 2
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 2
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 description 2
- 238000000576 coating method Methods 0.000 description 2
- 238000004200 deflagration Methods 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 239000010419 fine particle Substances 0.000 description 2
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 2
- 230000006870 function Effects 0.000 description 2
- 230000020169 heat generation Effects 0.000 description 2
- 230000000116 mitigating effect Effects 0.000 description 2
- 238000005192 partition Methods 0.000 description 2
- 230000008569 process Effects 0.000 description 2
- 230000002787 reinforcement Effects 0.000 description 2
- 239000002910 solid waste Substances 0.000 description 2
- ZCYVEMRRCGMTRW-UHFFFAOYSA-N 7553-56-2 Chemical compound [I] ZCYVEMRRCGMTRW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910018072 Al 2 O 3 Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000443 aerosol Substances 0.000 description 1
- 238000013459 approach Methods 0.000 description 1
- 230000002358 autolytic effect Effects 0.000 description 1
- 230000033228 biological regulation Effects 0.000 description 1
- 230000009172 bursting Effects 0.000 description 1
- 239000003054 catalyst Substances 0.000 description 1
- 230000003197 catalytic effect Effects 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 description 1
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 1
- 239000000356 contaminant Substances 0.000 description 1
- 230000001419 dependent effect Effects 0.000 description 1
- 238000005474 detonation Methods 0.000 description 1
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 1
- 238000003912 environmental pollution Methods 0.000 description 1
- 238000004880 explosion Methods 0.000 description 1
- 238000001914 filtration Methods 0.000 description 1
- 150000002431 hydrogen Chemical class 0.000 description 1
- 238000011065 in-situ storage Methods 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 229910052740 iodine Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011630 iodine Substances 0.000 description 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 1
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 description 1
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 1
- 238000006386 neutralization reaction Methods 0.000 description 1
- 229910052756 noble gas Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000002835 noble gases Chemical class 0.000 description 1
- 238000005086 pumping Methods 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 230000005258 radioactive decay Effects 0.000 description 1
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 1
- 230000002441 reversible effect Effects 0.000 description 1
- 238000004513 sizing Methods 0.000 description 1
- 230000001629 suppression Effects 0.000 description 1
- 239000003053 toxin Substances 0.000 description 1
- 231100000765 toxin Toxicity 0.000 description 1
- 108700012359 toxins Proteins 0.000 description 1
- 238000013022 venting Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/001—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices against explosions, e.g. blast shields
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/10—Means for preventing contamination in the event of leakage, e.g. double wall
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/28—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
- G21C19/30—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/28—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
- G21C19/30—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps
- G21C19/307—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps specially adapted for liquids
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/004—Pressure suppression
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D1/00—Details of nuclear power plant
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/04—Safety arrangements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/02—Treating gases
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/04—Treating liquids
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/28—Treating solids
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Business, Economics & Management (AREA)
- Emergency Management (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
Description
例示実施形態は、一般的には軽水型原子炉（ＬＷＲ）に関し、より具体的には重大事故時に１次格納容器からの放射性物質を捕獲するシステムおよび方法に関する。このシステムは、監視または外部電力の供給を必要とすることなく長期間にわたりシステムを運転できるように、受動型としてもよい。このシステムは、フィルタ付きベントシステム（filtered venting system）または「フィルタ付きベント（filtered vent）」と見なしてもよい。
原子力事故の間に、軽水型原子炉（ＬＷＲ）は、主として１次格納容器構造３（図１を参照）に頼って、放射性物質（ガス、液体および粒子）が周辺環境に放出されるのを防いでいる。しかしながら、現代史における３つの重大な原子力事故（チェルノブイリ、スリーマイルアイランド、フクシマ）においては、原子力プラントの１次格納容器構造からの放射性物質の放出を伴った。現行の産業標準も、「強化ベント（hardened vent）」管を使用することによって、放射性エアロゾルの放出を防止するとともに、「フィルタベント」を使用することによってヨウ素が大気中に進入するのを防止するように規定している。そのようなフィルタでは、従来から、排出ガスが装置を通過して流れるときに放射性物質を洗浄するチャコールフィルタリング（charcoal filtering）を備える、湿式洗浄システムが使用されている。しかしながら、放射性汚染物質をフィルタリングすることのできる地上フィルタ装置は高価であるとともに、（ＨＥＰＡフィルタまたはチャコールベントフィルタが過負荷になるとき、）放射性物質の捕獲を保証できない場合があり、そのような場合にそのような物質は、拡散と広範囲の環境汚染を生じることになる。
例示実施形態は、商用軽水型原子炉（ＬＷＲ）に応用することのできる、放射性物質を受動式に捕獲するシステムおよび方法を提供する。この捕獲システムは現場に配置して、１次格納容器から放出されることのある、放射性物質（ガス、液体および粒子）の吸収を制御する、地下媒体（below-grade media）を含めてもよい。より重大な事故、例えば大気中への放射性物質の直接的な放出を生じる可能性のある、爆発および／または１次格納容器への起り得る構造損傷を回避するために、１次格納容器からの放射性物質の放出を実行して、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）およびＬＷＲの１次格納容器の圧力を低減する場合がある。
例示実施形態は、放射性毒素を地下に捕獲して大規模な現場放出を予防または軽減することによって、（連邦規則集第１０巻、第１００条（Title 10 of Code of Federal Regulation Article 100）による）法的義務と非居住区域の範囲を低減することができる。ＬＷＲの安定化に続いて、地下捕獲システムは、ポンプ／処理工程（pump-and-treat process）によって、放射性物質を濃化してもよい。したがって、例示実施形態の機構は、設計基準を超える事象が発生する間に抑制のされない放出が起こるのを防止する、大容量、地下、受動式格納容器の過圧防御を可能にする。
例示実施形態の上記およびその他の特徴および利点は、添付の図面を参照して例示実施形態を詳細に説明することによってより明白になるであろう。添付の図面は、例示実施形態を描写することを意図したものであり、特許請求の範囲の意図する範囲を限定するものと解釈すべきではない。添付の図面は、明示的に注記しない限りは、実寸通りには描かれていないものと見なすべきである。
例示実施形態による、捕獲システムの図である。
例示実施形態による捕獲システムの地下媒体領域の詳細図である。
例示実施形態による、図２の上部ガス出口管部分の詳細図である。
例示実施形態による、図２のゴムライナーの詳細図である。
例示実施形態による、図２の下部排出管部分の詳細図である。
例示実施形態による、捕獲システムの別の地下媒体領域構成の詳細図である。
例示実施形態による、図３のバッフルの詳細図である。
例示実施形態による、捕獲システムの別の地下媒体領域構成の詳細図である。
図４の捕獲システムによって示すように、互いに並列にマニホールド連結された一連のタンクの斜視図である。
例示実施形態による、捕獲システムの処理設備の図である。
例示実施形態による、別の捕獲システムである。
例示実施形態による、捕獲システムの別の地下媒体領域構成の詳細図である。
例示実施形態による、捕獲システムの別の地下媒体領域構成の詳細図である。
例示実施形態による、図８の捕獲システムの地下媒体領域構成の斜視図である。
例示実施形態による、捕獲システムを製作して使用する方法のフローチャートである。
本明細書においては、詳細な例示実施形態を開示する。しかしながら、本明細書において開示する特定の構造的および機能的な詳細は、単に、例示実施形態を説明する目的だけのものである。しかしながら、例示実施形態は、多数の代替形態で具現化してもよく、本明細書に記載の実施形態だけに限定されるものとは解釈すべきではない。
したがって、例示実施形態は様々な修正形態および代替形態が可能であるのに対して、それらの実施形態を、例示として図面に示し、本明細書において詳細に説明する。しかしながら、例示実施形態を、開示する特定の形態に限定するものではなく、それとは逆に、例示実施形態は、例示実施形態の範囲に入る、すべての修正形態、均等形態、および代替形態をその範囲に含むものである。図の説明を通して、同一の番号は同一の要素を指している。
第１、第２、その他の用語を、本明細書において様々な要素を記述するのに使用するが、これらの要素は、これらの用語によって限定されるものではない。これらの用語は、１つの要素と他の要素を区別するためにだけ使用される。例えば、第１の要素は、第２の要素と呼んでもよく、また同様に、第２の要素は、例示実施形態の範囲から逸脱することなく、第１の要素と呼んでもよい。本明細書において使用する場合には、「および／または」という用語は、関連する列挙項目の１つまたは２つ以上の任意かつすべての組合せを含む。
ある要素が、他の要素に「接続」または「結合」されていると言及するときには、その要素は、その他の要素に直接的に接続もしくは結合されているか、または介在する要素が存在してもよい。対照的に、要素が「直接的に接続」または「直接的に結合」されていると言及するときには、介在する要素は存在しない。要素間の関係を説明するのに使用するその他の言語は、同様にして解釈されるべきである（例えば、「〜の間（between）」対「直接、〜の間に（directly between）」、「隣接する」対「直接、隣接する」、その他）。
本明細書において使用する用語は、特定の実施形態を説明する目的だけのものであり、例示実施形態を限定することを意図するものではない。本明細書において使用する場合には、単数形「ａ」、「ａｎ」および「ｔｈｅ」は、文脈がそうでないことを明確に示さない限り、複数形も含めることを意図している。「備える（comprises）」、「備えている（comprising）」、「含む（includes）」および／または「含んでいる（including）」という用語は、本明細書において使用する場合には、示された特徴、整数、ステップ、動作、要素、および／または構成要素の存在を明示するが、１つまたは２つ以上のその他の特徴、整数、ステップ、動作、要素、構成要素、および／またはそれらの群の存在または追加を除外しない。
また、いくつかの代替的な実現形態においては、記述する機能／動作は、図に記述する順序から外れて行われることがあることに留意されたい。例えば、連続して示す２つの図は、関係する機能／動作に応じて、実際には、実質的に同時に、または時には逆の順序で実行してもよい。
図１は、捕獲システム１００の図である。捕獲システム１００は、特に、重大なプラント事故によって燃料被覆隔壁１の故障が生じた場合に、１次格納容器３内部の原子炉圧力容器（ＲＰＶ）２から圧力を開放するのに使用してもよい。放射性物質（ガス、液体および核分裂生成物）をＲＰＶ２から放出することによって、さらに重大なプラント事故を回避するために、１次格納容器３の構造的な完全性を保つことができる。この捕獲システムには、天然地質媒体１３から掘削して、地面１２の下に設置してもよい、大きなオンサイト媒体領域４を含めてもよい。この媒体領域４は、本明細書においてさらに詳細に述べる媒体４ａで充填してもよい。媒体４ａは、放射性物質の媒体材料との吸着、吸収および／または反応を助けて、プラント要員および公衆を放射性物質の影響から遮蔽している間に、放射性物質に（現場で）崩壊する期間を与える。
捕獲システム１００には、ＲＰＶ２および１次格納容器３の部分を媒体領域４に接続する、放射性捕獲排出配管５を含めてもよい。排出バルブ６を使用して、放射性物質を媒体領域４に放出するのを可能にしてもよい。ベントシステム７を、ガス出口管１４を介して媒体領域４に接続して、ガス圧力を大気中に開放して、媒体領域４の圧力を低減してもよい。ベントシステム７は、フィルタ付きの強化格納容器ベントとするか、または、気相の放射性物質を大気中に放出する前にフィルタリングする、その他のそのような周知のシステムとしてもよい。ベントシステムにはまた、安全開放弁、ラプチャーディスク（rupture disc）、または破裂ディスク（bursting disc）を含めもてよい。
媒体４ａを介してフィルタリングされた液体を排液するために、液体出口管１５および液体出口バルブ１５ａを、媒体領域４の底部分の近くに含めてもよい。臨時ポンプ／処理システムのような、処理システム８を、地面１２の上に設けてもよい。臨時処理システム８は、重大な事故を安定化させたのに続いて、一時的に設置してもよい。臨時の処理システム８には、処理液体を処理入口管１０を介して媒体領域４中に圧送する、ポンプ９を含めてもよい。処理液体を媒体領域４中に圧送することによって、媒体領域４は満杯となり、加圧されて、本明細書においてさらに詳細に説明するように、さらなる処理と中和化のために、処理排出管１１が処理液体を処理システム８中へ排出することを可能にしてもよい。
図２は、捕獲システム１００の地下媒体領域４の詳細図である。媒体領域４には、様々な粒状寸法の媒体４を含めてもよい。具体的には、媒体４ａの粒体寸法は、媒体領域４によって画定される、放射性物質の流路に沿って、漸進的に小さくしてもよい（大きい媒体粒体４ａ１から、比較的小さい粒体４ａ２、小さい粒体４ａ３へ、さらに細かい粒体４ａ４へと変わる）。例えば、大きい媒体粒体４ａ１は、媒体領域４の底部分を裏張りする、岩としてもよく、これに対して、細かい粒体４ａ４は砂としてもよい。岩と砂の間の媒体４ａ２／４ａ３は、岩と砂の間の粒径を有する媒体としてもよい。媒体４ａは、樹脂、シリカ、ビーズ、石、またはその他の捕獲剤としてもよい。媒体４ａ粒体寸法を変えることによって、（排出管５を介して）媒体領域４中に排出された放射性物質は、放射性物質が地面１２に接近するにつれて、（低吸収から高吸収までの）様々なレベルの吸着／吸収を受ける。
図２Ｃは、例示実施形態による、図２の下部排出管部５ａの詳細図である。具体的には、排出管５には、媒体領域４の底部分に沿って水平に延びる、下部排出管部分５ａを含めてもよい。下部排出管部分５ａには、ガス２０が脱出して前記管部分５ａの上にも上昇することを可能にする、前記管部分５ａの上の穴５ａ１を含めてもよい。放出されたガス２０は、媒体４ａを通過して上昇して、様々な媒体グレード（４ａ１〜４ａ４）全体を通して吸着／吸収される。下部排出管部分５ａには、排出された液体２１が重力によって管部分５ａから流出することを可能にする、管部分５ａの底部上の穴５ａ２を含めてもよい。
図２Ａは、例示的実施形態による、図２の上部ガス出口管部分１４ａの詳細図である。具体的には、ガス出口管１４には、水平管部分である、上部ガス出口管部分１４ａを含めてもよい。上部ガス出口管１４は、媒体領域４の上部部分の近くで、地面１２の近くに設置してもよい。この水平の管部分１４ａには、上部ガス出口管部分１４ａの下部表面に沿った穴１４ａ１を含めてもよく、この穴１４ａ１は、ガス２０が管部分１４ａに進入して、ガス出口管１４およびベントシステム７を通過して流れることを可能にする。
図２Ｂは、例示的実施形態による、図２のゴムライナー２３の詳細図である。具体的には、放射性物質から環境をさらに保護するために、媒体領域４には、ゴムライナー２３、およびゴムライナー２３の両側に数インチの（砂のような）細かい媒体粒体４ａ４を含めてもよく、このゴムライナー２３は、媒体領域４の周辺において、放射性物質吸着／吸収を増大させることができる。ゴムライナー２３を追加することによって、媒体領域４が、圧力を保持することができるように補助し、このことは、放射性物質を封じ込める上で有利になり得る。
媒体４ａが放射性物質を吸着／吸収することに加えて、２次抑制プール（secondary suppression pool）としての役を果たすように、媒体領域４には、放射性物質を領域４中に放出する前に水を満杯にしてもよい。媒体領域４を満杯にすることによって、追加の放射性物質洗浄をもたらすことに加えて、媒体領域４の加圧速度を低減することになる。
媒体領域４の寸法決め、および媒体領域４内部の媒体４ａの量および表面積の決定は、原子炉の部分的または完全なメルトダウン（すなわち、最悪ケースの原子力事故）に伴う放射性物質に付随する放射能を適切に減少させるために、決定しなくてはならないことを理解すべきである。そのような事象において、以下のサンプル核分裂生成物が、公衆にとって最も関心のあるものである。
最大放射能は、核分裂生成物および格納容器から放出された燃料材料の質量によって決まる。放射性崩壊の過程のために、合計放射能量は、事故の最初の数日内で大幅に減少する。それゆえ、現場の放射性物質の放出を、放射能の初期減少まで保持するという媒体領域４の便益によって、放出を容易に扱うことが可能になる。
典型的なＬＷＲからの核分裂生成物は、すべてが異なる崩壊定数および濃度を有し、７００を超える数となるので、捕獲システム１００の設計は、例えば、The Nuclear Regulatory Commission (NRC) Reg. Guide 3.54, ‘Spent Fuel Heat Generation in an Independent Spent Fuel Storage Installation’ (Revision 1)（米国原子力規制委員会（ＮＲＣ）、規制ガイド３．５４、「独立した使用済燃料貯蔵設備における使用済燃料熱発生」（改訂１））に提示されたデータを使用して容易に計算することのできる、集計崩壊定数（aggregated decay constant）を使用してもよい。放射性物質の崩壊定数、現場気象条件、および放射性物質を保持する捕獲媒体における圧力増加速度を知ることによって、事故中の放射性物質のオフサイト放出を軽減するか、または完全に回避することができる。媒体４ａがシステムの設計限界まで加圧される事態においてでも、捕獲システム１００の設計圧力に応じて、大気中に放出される放射性物質の量が、（捕獲システム１００を使用しない場合の予想される放射性放出と比較して）１００分の１から１０，０００，０００分の１に減少させることができるように、ベント７を介してガスのベントを行ってもよい。
図３は、捕獲システム１００の別の地下媒体領域４構成の詳細図である。媒体領域４は、媒体領域４の寸法を低減するとともにその圧力定格を増大させるために、コンクリート強化壁（または、鋼、ゴム、プラスチック、もしくはその他の好適な材料）を有してもよい。媒体領域４は、様々な粒体寸法（図２と同様に、大きい粒体媒体４ａ１から細かい粒体媒体４ａ４まで）の媒体４ａを収納してもよい。しかしながら、放射性物質が媒体領域４を通過して流れるとき、吸着／吸収のレベルを高くするために、媒体粒体４ａは、垂直ではなく（図２とは逆に）、水平方向に変えてもよい。サンプリングと検査のために、ガススペース領域３６を微細媒体４ａ４の上方に設けてもよい。
図３Ａは、例示実施形態による、図３のバッフル３１の詳細図である。具体的には、バッフル３１は、媒体領域４を通過して放射性物質を流すための蛇行性の経路を提供するバッフルセル（baffle cell）３０を仕切るのに使用してもよい。バッフル３１には、バリヤ被覆３３で包囲された、コンクリート強化鉄筋（concrete reinforced rebar）３２を含めてもよい（または、代替的に、鋼またはゴムのバッフルを使用してもよい）。バッフル３１は、混合と保持の時間を増大させ、それによって放射性物質の吸着／吸収を増大させるために、設けてもよい。各バッフルセル３０の底部には、液体２１を勾配付き排液路３５中へ排液することを可能にする、排液接続部３４を含めてもよい。排液路３５には、液体２１をドラム３８に排液させる、液体出口１５を含めてもよい。重大事故の安定化に続いて、捕獲液体２１をオフサイト除去する前に、ドラム３８を、その後に排出させるか、またはその他の方法で処理してもよい。
図４は、捕獲システム１００の別の地下媒体領域４構成の詳細図である。捕獲システム１００には、水平に対して勾配を付けた金属タンク４２を含めてもよい（すなわち、金属タンク４２が、重力の方向にほぼ垂直である面に対して勾配が付けられている）。タンク４２には、タンク４２内部の媒体として、活性化アルミナ（Ａｌ2Ｏ3）４１を含めてもよい。タンク４２は加圧状態を維持する能力があるので、放射性物質から希ガスを除去するのにタンク４２を使用してもよい。受動型水素再結合器（passive hydrogen recombiner）４４も、タンク４２内部の危険な水素ガスの蓄積を（触媒を使用して）除去するために、タンク４２の頂部付近に設けてもよい。
タンク４２は、水平からある角度で傾斜させて（すなわち、重力の方向にほぼ垂直な面に対して勾配を付けて）、液体出口管１５をタンク４２の最低高さに接続して、捕獲された液体２１をドラム３８中に排液させてもよい。これによって、液体を、タンク４２内部のガス流および粒子流に逆流して流すことが可能になる。
ベントシステム７には、地面１２の上の要員に圧力情報を提供する圧力ゲージ４３を含めてもよい。この圧力情報に基づいて、プラント要員は、ベントバルブ７ａを開放してタンク４２の減圧を可能にすることができる。
図４Ａは、図４の捕獲システムによって示されている、余分のシステム容量をもたらすために、（図４の捕獲システム１００によって示されるタンク４２と類似の）互いに並列にマニホールド連結された一連のタンクの（４Ａ−４Ａより見た）斜視図である。具体的には、マニホールド配管４７を使用して、タンク入口４６同士を接続してもよい。入口４６寸法は、タンク４２間の流れをバランスさせるために、（排出管５に最も近い最小の入口４６ａから、排出管５から最も遠くに位置する最大の入口４６ｚまで）増大させてもよい。タンク４２のすべてからガスを収集する、共通のベントシステム７を設けてもよい。
図５は、捕獲システム１００の処理設備５０の図である。処理システム５０は、媒体領域４の近くの地面１２の上に存在する、（例えば）常設のポンプ／処理システムとしてもよい。処理システム５０は、媒体領域４に加圧された処理液体を供給する入口管／出口管５４／５５を介して、媒体領域４に接続してもよい。処理システム５０には、出口管５５から戻される処理液体を中和し、フィルタリングするのに使用される、活性化アルミナおよびフミン酸塩などの、処理媒体５１を含めてもよい。処理システム５０によって生成される、安定化された個体廃棄物５２は、長期貯蔵するためにオフサイトに移送してもよい。
図６は、別の捕獲システム１００である。この捕獲システム１００には、水素緩和装置６０を含めてもよい。水素緩和装置６０には、水素の爆燃／デトネーションを制御する、（グロー、スパーク、または触媒点火器、その他などの）点火器、および任意選択の受動式の自己融解再結合器（autolytic recombiner）を含めてもよい。点火器は、制御された、または意図的な爆燃により水素を置換することによって、引火性混合物を緩和するための、故意の点火システムを提供してもよい。点火器６０は、任意選択で、受動式自己融解再結合器を含めてもよい。
図７は、捕獲システム１００の別の地下媒体領域４構成の詳細図である。媒体領域４は、（媒体領域４の寸法を低減するとともに、圧力定格を増大させるために、）コンクリート補強壁を有してもよい。媒体領域４は、代替的に、コンクリート補強壁に対向して、ゴムライナーを使用して構築してもよい。媒体領域４には、縦方向バッフル７２を含めて、放射性物質に対する垂直向きの蛇行性の経路を作成してもよい。バッフル７２は、コンクリート強化鉄筋、薄い鋼板、ゴム、または重大なプラント事故に続いてある期間、放射性物質に耐えることのできる、その他の任意好適な材料としてもよい。バッフル７２は、放射性物質の捕獲と混合を改善するための、流れの逆転および低流量のポケットを可能にする。バッフル７２は、水の排水を促進するために、水平からわずかに勾配を付けてもよい（すなわち、重力の方向にほぼ垂直な面に対して勾配を付けてもよい）。
底部バッフルセル３０には、勾配付き排液路３５中、およびドラム３８中に液体２１を排液する、排液接続部３４を含めてもよい。媒体領域４の底部表面も、（排液接続部３４の方向に）わずかに勾配を付けて、水の排水をさらに促進してもよい。媒体４ａには、最大媒体粒体４ａ１から、最小媒体粒体４ａ３まで、変わる媒体粒体を含めて、放射性物質が媒体領域４を通過して流れるときに、吸着／吸収を増大させてもよい。ガススペース領域３６も、サンプリングおよび検査のために、ベントシステム７の近くに含めてもよい。
図８は、捕獲システム１００の別の地下媒体領域４構成の詳細図である。媒体領域４には、縦方向バッフル８４および横方向バッフル８２を含み（それによって図３および７の特徴を組み合わせて）、放射性物質に対して特に蛇行性流路８６を設けてもよい。バッフル８２／８４は、コンクリート強化鉄筋、鋼、ゴム、またはその他の好適な材料としてもよい。縦方向および横方向のバッフル８４／８２の蛇行性の性質によって、放射性物質の捕獲を改善するとともに混合を改善するための、流れの逆転および低流量に対するポケットが可能になる。
媒体領域４には、コンクリート補強壁、ゴム、鋼、または（コンクリートまたは鋼は、捕獲システム１００の加圧を可能にする際により効果的であることを理解した上で、）その他の好適な材料を含めてもよい。（水平から）勾配の付いた排液路３５およびドラム３８を設けてもよい。縦方向バッフル８４および媒体領域４のフロアも、（水平から）勾配を付けて、水の排水を促進してもよい。ガススペース領域３６を、サンプリングと検査のために、含めてもよい。
媒体領域４内部の媒体４ａは、排出管５に最も近い媒体４ａ１が、最大の粒体を有し、ベントシステム７に最も近い媒体４ａｎが、最小の粒体寸法を有するように、様々な粒体寸法を有してもよい。これによって、放射性物質が、媒体領域４を通過して移動するときに、放射性物質を、高いレベルで吸着／吸収させることができる。
図８Ａは、図８の捕獲システム１００の地下媒体領域４構成の（８Ａ〜８Ａで見た）の斜視図である。図８Ａは、横方向バッフル８２のまわりを動く、蛇行性流路８６を示す。
図９は、捕獲システムを製作して使用する方法のフローチャートである。ステップＳ９０において、この方法には、原子炉の１次格納容器構造の近くに、地下媒体領域を掘削するステップを含めてもよい。ステップＳ９２において、この方法には、媒体領域を媒体で充填するステップを含めてよい。ステップＳ９４において、この方法には、排出管を介して媒体領域に１次格納容器を流体接続するステップを含めてもよい。最終的に、ステップＳ９６において、この方法には、第１次格納容器から媒体領域中に放射性物質を転送するステップを含めてもよい。これらの方法ステップは、図１〜８Ａに示す例示実施形態のいずれにも適用してもよい。
なお、図１〜９に示す（とともに上述した）例示実施形態の特徴は、互いに組み合わせてもよいことを理解されたい。例えば、例示実施形態は、ガスベントシステムのいずれか、臨時または常設の処理システムのいずれか、および液体排液システムのいずれかと組み合わせてもよい。
以上、例示実施形態について記述したが、これらを様々な方法で変形することができることは明白である。そのような変形形態は、例示実施形態の意図する趣旨と範囲から逸脱するものとは見なさず、当業者には明白である、そのような修正形態のすべては、添付の特許請求の範囲の範囲内に含めることを意図している。
１ 燃料被覆隔壁
２ 原子炉圧力容器（ＲＰＶ）
３ １次格納容器
４ 媒体領域
４ａ 媒体
５ 放射性捕獲排出配管
５ａ 下部排出管部分
６ 排出バルブ
７ ベントシステム
７ａ ベントバルブ
８ 処理システム
９ ポンプ
１０ 処理入口管
１１ 処理排出管
１２ 地面
１３ 天然地質媒体
１４ ガス出口管
１４ａ 上部ガス出口管部分
１５ 液体出口管
１５ａ 液体出口バルブ
２０ ガス
２１ 液体
２３ ゴムライナー
３０ バッフルセル
３１ バッフル
３２ コンクリート強化鉄筋
３３ バリヤ被覆
３４ 排液接続部
３５ 排液路
３６ ガススペース領域
３８ ドラム
４１ 活性化アルミナ
４２ 金属タンク
４３ 圧力ゲージ
４４ 受動型水素再結合器
４６ タンク入口
４７ マニホールド配管
５０ 処理設備
５１ 処理媒体
５２ 個体廃棄物
５４ 入口管
５５ 出口管
６０ 水素緩和装置
７２ 縦方向バッフル
８２ 横方向バッフル
８４ 縦方向バッフル
８６ 蛇行性流路
１００ 捕獲システム
２ 原子炉圧力容器（ＲＰＶ）
３ １次格納容器
４ 媒体領域
４ａ 媒体
５ 放射性捕獲排出配管
５ａ 下部排出管部分
６ 排出バルブ
７ ベントシステム
７ａ ベントバルブ
８ 処理システム
９ ポンプ
１０ 処理入口管
１１ 処理排出管
１２ 地面
１３ 天然地質媒体
１４ ガス出口管
１４ａ 上部ガス出口管部分
１５ 液体出口管
１５ａ 液体出口バルブ
２０ ガス
２１ 液体
２３ ゴムライナー
３０ バッフルセル
３１ バッフル
３２ コンクリート強化鉄筋
３３ バリヤ被覆
３４ 排液接続部
３５ 排液路
３６ ガススペース領域
３８ ドラム
４１ 活性化アルミナ
４２ 金属タンク
４３ 圧力ゲージ
４４ 受動型水素再結合器
４６ タンク入口
４７ マニホールド配管
５０ 処理設備
５１ 処理媒体
５２ 個体廃棄物
５４ 入口管
５５ 出口管
６０ 水素緩和装置
７２ 縦方向バッフル
８２ 横方向バッフル
８４ 縦方向バッフル
８６ 蛇行性流路
１００ 捕獲システム
Claims (33)
- 地下に位置するとともに、原子炉の１次格納容器構造の近くに位置する媒体領域と、
前記媒体領域内部に配置された媒体であって、前記媒体を通る流体から放射性物質を吸着または吸収するための媒体と、
前記媒体領域の下部を前記１次格納容器構造に流体接続する排出配管と、
前記媒体領域の頂部部分に流体結合されたガス出口管であって、地上に延びるガス出口管と、
前記媒体領域の底部分に流体結合された液体出口管であって、前記媒体領域の下方を延びる液体出口管と、
前記媒体領域の下方に位置し、前記液体出口管に流体結合されている勾配付き排液路と、
前記勾配付き排液路の下方に位置し、前記勾配付き排液路に流体結合されているドラムと、
を備え、
前記媒体領域内の前記媒体の粒体寸法が、前記媒体領域の前記下部から前記頂部部分まで漸進的に小さくなる、
捕獲システム。 - 前記媒体は、岩、砂、樹脂、シリカ、ビーズ、石および活性化アルミナの内の少なくとも１種を含む、請求項１に記載の捕獲システム。
- 前記媒体領域の壁が、天然地質媒体、ゴムライナー、プラスチック、コンクリート、鉄筋強化コンクリート、および鋼の内の少なくとも１種を含む、請求項１または２に記載の捕獲システム。
- 前記媒体領域がバッフルを有し、
前記バッフルが、横方向バッフルおよび縦方向バッフルの内の少なくとも一方を含む、請求項１から３のいずれかに記載の捕獲システム。 - 前記縦方向バッフルが、重力方向にほぼ垂直な面に対して勾配が付けられている、請求項４に記載の捕獲システム。
- 前記媒体領域の底部表面が、重力方向にほぼ垂直な面に対して勾配が付けられている、請求項１から５のいずれかに記載の捕獲システム。
- 前記排出配管内にバルブをさらに備える、請求項１から６のいずれかに記載の捕獲システム。
- 前記媒体領域が複数のバッフルを有し、
前記複数のバッフルが、少なくとも１つの横方向バッフルと、少なくとも１つの縦方向バッフルをと含む、請求項１から７のいずれかに記載の捕獲システム。 - 地上に位置し、前記ガス出口管の先端部に接続された、ベントシステムをさらに備える、請求項１から８のいずれかに記載の捕獲システム。
- 前記ベントシステムが、安全開放バルブ、ラプチャーディスクおよび破裂ディスクの内の少なくとも１種を含む、請求項９に記載の捕獲システム。
- 前記ベントシステムが、ベントバルブをさらに含む、請求項１０に記載の捕獲システム。
- 前記媒体領域内に位置するガススペース領域であって、前記ガス出口管が流体的に接続されている、ガススペース領域をさらに備える、請求項１から１１のいずれかに記載の捕獲システム。
- 前記媒体領域内にあって、前記排出配管の先端部に接続されている下部排出管と、
前記媒体領域内にあって、前記ガス出口管に接続されている上部ガス出口管であって、前記媒体領域の頂部部分に沿って位置する上部ガス出口管と、
前記媒体領域によって画定された流路であって、前記下部排出管と前記上部ガス出口管の間に位置し、前記下部排出管と前記上部ガス出口管の間で放射性物質を移送するように構成された流路と、
をさらに備える、請求項１から１２のいずれかに記載の捕獲システム。 - 前記放射性物質が、ガス、液体および粒子材料の内の少なくとも１種を含む、請求項１３に記載の捕獲システム。
- 前記媒体の粒体寸法が、前記下部排出管から前記上部ガス出口管への前記流路に沿って減少する、請求項１３または１４に記載の捕獲システム。
- 前記上部ガス出口管の下部表面と、前記下部排出管の下部表面および上部表面とに画定された穴をさらに備え、
前記上部ガス出口管は、前記媒体領域の前記頂部部分に沿って水平に延びており、
前記下部排出管は、前記媒体領域の底部分に沿って水平に延びている、
請求項１３から１５のいずれかに記載の捕獲システム。 - 前記媒体領域がバッフルを有し、
前記バッフルがバッフルセルを画定する捕獲システムであって、前記媒体領域の下部高さに位置するバッフルセルの底部表面に沿った排液接続部をさらに備える、請求項１から１６のいずれかに記載の捕獲システム。 - 原子炉の１次格納容器構造の近くの地下に媒体領域を掘削するステップと、
前記媒体領域に、媒体を通る流体から放射性物質を吸着または吸収するための前記媒体を、前記媒体の粒体寸法が前記媒体領域の下部から頂部部分までバッフルにより画成される流路に沿って漸進的に小さくなるように充填するステップと、
前記１次格納容器構造を前記媒体領域の下部に流体接続するステップと、
地上に延びているガス出口管を前記媒体領域の頂部部分に接続するステップと、
ベントシステムを前記ガス出口管の先端部に接続するステップと、
前記媒体領域の下方に延びている液体出口管を前記媒体領域の底部分に接続するステップと、
を含む、捕獲システムを製作する方法。 - 前記媒体が、岩、砂、樹脂、シリカ、ビーズ、石および活性化アルミナの内の少なくとも１種を含む、請求項１８に記載の方法。
- 前記媒体領域の壁が、天然地質媒体、ゴムライナー、プラスチック、コンクリート、鉄筋強化コンクリート、および鋼の内の少なくとも１種を含む、請求項１８または１９に記載の方法。
- 前記バッフルが、横方向バッフルおよび縦方向バッフルの少なくとも一方を含む、請求項１８から２０のいずれかに記載の方法。
- 前記バッフルが、少なくとも１つの横方向バッフルと、少なくとも１つの縦方向バッフルとを含む、請求項１８から２１のいずれかに記載の方法。
- 前記媒体領域内にガススペース領域を設けるステップであって、前記ガス出口管が前記ガススペース領域に流体接続されているステップをさらに含む、請求項２２に記載の方法。
- 前記媒体領域内に位置している下部排出管を前記液体出口管の先端部に接続するステップと、
前記媒体領域の頂部部分に沿って位置している上部ガス出口管を前記ガス出口管に接続するステップと、
をさらに含む、請求項２２または２３に記載の方法。 - 前記媒体の粒体寸法を変化させるステップであって、前記媒体の粒体寸法が、前記下部排出管と前記上部ガス出口管の間の流路に沿って減少するステップをさらに含む、請求項２４に記載の方法。
- 前記上部ガス出口管の下部表面と、前記下部排出管の下部表面および上部表面とに穴を設置するステップと、
前記上部ガス出口管を、前記媒体領域の前記頂部部分に沿って水平に延ばすステップと、
前記下部排出管を前記媒体領域の底部分に沿って水平に延ばすステップと、
をさらに含む、請求項２４または２５に記載の方法。 - 前記バッフルがバッフルセルを画定する方法であって
前記媒体領域の下部高さに位置するバッフルセルの底部表面に沿って、排液接続部を設けるステップを
さらに含む、請求項１８から２６のいずれかに記載の方法。 - 前記媒体領域の下方に勾配付き排液路を設けるステップと、
前記勾配付き排液路を前記液体出口管に流体結合するステップと、
前記勾配付き排液路の下方にドラムを設けるステップと、
前記ドラムを前記勾配付き排液路に流体結合するステップと、
をさらに含む、請求項２２から２６のいずれかに記載の方法。 - 前記媒体領域が２つ以上の金属タンクを含む方法であって、
第１のマニホールド管を使用して前記金属タンクの入口接続部を流体接続するステップと、
第２のマニホールド管を使用して前記金属タンクの出口接続部を流体接続するステップと、
をさらに含む、請求項２２から２６のいずれかに記載の方法。 - 前記媒体領域の上方で、かつ地上に処理システムを設けるステップであって、前記処理システムがポンプ／処理システムであるステップと、
前記処理システム内に処理媒体を設置するステップであって、前記処理媒体が活性化アルミナおよびフミン酸塩の少なくとも一方を含むステップと
をさらに含む、請求項１８から２９のいずれかに記載の方法。 - 放射性物質を、前記１次格納容器構造から前記媒体領域まで転送するステップをさらに含む、請求項１８から３０のいずれかに記載の方法。
- 前記媒体領域が、前記媒体領域の底部分から頂部部分まで上向きに傾斜している、請求項１８から３１のいずれかに記載の方法。
- 前記媒体領域の底部分に液体出口を設けるステップと、
前記液体出口から液体を受け取るドラムを設けるステップと、
をさらに備える、請求項３２に記載の方法。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US13/710,766 US9406407B2 (en) | 2012-12-11 | 2012-12-11 | Radioactive capture system for severe accident containment of light water reactors (LWRS), and method thereof |
| US13/710,766 | 2012-12-11 |
Related Parent Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2013253734A Division JP6283211B2 (ja) | 2012-12-11 | 2013-12-09 | 軽水型炉（ｌｗｒ）の重大事故封じ込め用の放射性捕獲システムおよびその方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2017037090A JP2017037090A (ja) | 2017-02-16 |
| JP6310987B2 true JP6310987B2 (ja) | 2018-04-11 |
Family
ID=49911140
Family Applications (2)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2013253734A Active JP6283211B2 (ja) | 2012-12-11 | 2013-12-09 | 軽水型炉（ｌｗｒ）の重大事故封じ込め用の放射性捕獲システムおよびその方法 |
| JP2016204776A Active JP6310987B2 (ja) | 2012-12-11 | 2016-10-19 | 軽水型炉（ｌｗｒ）の重大事故封じ込め用の放射性捕獲システムおよびその方法 |
Family Applications Before (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2013253734A Active JP6283211B2 (ja) | 2012-12-11 | 2013-12-09 | 軽水型炉（ｌｗｒ）の重大事故封じ込め用の放射性捕獲システムおよびその方法 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US9406407B2 (ja) |
| EP (1) | EP2743932B1 (ja) |
| JP (2) | JP6283211B2 (ja) |
| ES (1) | ES2681440T3 (ja) |
Families Citing this family (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN106816184B (zh) * | 2017-03-02 | 2018-05-08 | 华北电力大学 | 一种防止核电站放射性颗粒产物扩散的系统 |
| JP6741618B2 (ja) * | 2017-03-29 | 2020-08-19 | 三菱重工業株式会社 | 格納容器保全設備 |
| RU2670430C1 (ru) * | 2017-11-30 | 2018-10-23 | Акционерное Общество "Российский Концерн По Производству Электрической И Тепловой Энергии На Атомных Станциях" (Ао "Концерн Росэнергоатом") | Способ обеспечения водородной взрывобезопасности атомной электростанции |
| CN110570969A (zh) * | 2018-06-28 | 2019-12-13 | 中核四川环保工程有限责任公司 | 一种放射性焚烧灰超压处理方法 |
| US11410783B1 (en) * | 2021-02-24 | 2022-08-09 | Palvannanathan Ganesan | Underground nuclear power reactor with a blast mitigation chamber |
Family Cites Families (25)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB862624A (en) | 1958-07-09 | 1961-03-15 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to nuclear reactor installations |
| US3338665A (en) | 1963-03-28 | 1967-08-29 | Silverman Leslie | Foam encapsulation method of nuclear reactor safety |
| SE316847B (ja) * | 1968-03-28 | 1969-11-03 | Asea Ab | |
| US3889707A (en) * | 1971-11-19 | 1975-06-17 | Gen Atomic Co | Pressure relief system for a nuclear reactor |
| US3958630A (en) | 1975-01-24 | 1976-05-25 | Exxon Research And Engineering Company | Heat exchanger baffle arrangement |
| DE2634356C3 (de) | 1976-07-30 | 1979-04-12 | Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim | Kerntechnische Anlage |
| JPS5651246A (en) | 1979-10-03 | 1981-05-08 | Hitachi Ltd | Desalting apparatus |
| JPS5899790A (ja) | 1981-12-09 | 1983-06-14 | 株式会社日立製作所 | 原子力プラント |
| JPS58184597A (ja) | 1982-04-22 | 1983-10-28 | 南部 貫一 | 放射性排水処理方法 |
| JPS59112295A (ja) | 1982-12-20 | 1984-06-28 | 株式会社日立製作所 | 酸素・水素再結合装置 |
| US4859405A (en) | 1987-11-10 | 1989-08-22 | Westinghouse Electric Corp. | Filtered venting and decay heat removing apparatus and system for containment structures, and method of operation |
| WO1992002021A1 (en) | 1989-07-14 | 1992-02-06 | Kaplan H Charles | Apparatus for the containment of nuclear meltdown debris |
| JP2971614B2 (ja) | 1991-05-22 | 1999-11-08 | 株式会社日立製作所 | 原子炉格納容器減圧装置 |
| JPH0534495A (ja) | 1991-08-05 | 1993-02-09 | Hitachi Ltd | 格納容器ベント装置 |
| US5295170A (en) | 1993-06-07 | 1994-03-15 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor with passive means of adjusting the pH of post accident water |
| JPH0954195A (ja) | 1995-06-06 | 1997-02-25 | Jgc Corp | 放射性使用済イオン交換樹脂の処理方法 |
| JPH0961577A (ja) | 1995-08-30 | 1997-03-07 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器のベント装置 |
| US5724668A (en) | 1995-11-07 | 1998-03-03 | Electronic Power Research Institute | Method for decontamination of nuclear plant components |
| DE19846058C1 (de) | 1998-10-07 | 2000-05-31 | Forschungszentrum Juelich Gmbh | Vorrichtung zum Beseitigen von Wasserstoff |
| DE10005681B4 (de) | 2000-02-07 | 2005-06-16 | Atc Dr. Mann E.K. | Verfahren und Vorrichtung zur Dekontamination metallhaltiger Wässer |
| KR100521611B1 (ko) | 2004-12-28 | 2005-10-12 | 한전기공주식회사 | 방사성 물질에 오염된 기기에 대한 화학 제염 장치 |
| JP5781279B2 (ja) | 2010-06-15 | 2015-09-16 | 三菱重工業株式会社 | 放射性ヨウ素の吸着材及び放射性ヨウ素の除去装置 |
| EA023546B1 (ru) | 2011-03-17 | 2016-06-30 | Перма-Фикс Энвайронментал Сервисез, Инк. | Получение микропористого композитного материала на основе хитозана и его применения |
| JP2012230078A (ja) | 2011-04-27 | 2012-11-22 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 除染装置、除染方法、原子力プラント及びその改造方法 |
| DE102011115177B3 (de) * | 2011-09-28 | 2012-07-12 | Westinghouse Electric Germany Gmbh | Kondensationskammerkühlsystem |
-
2012
- 2012-12-11 US US13/710,766 patent/US9406407B2/en active Active
-
2013
- 2013-12-09 JP JP2013253734A patent/JP6283211B2/ja active Active
- 2013-12-10 ES ES13196511.3T patent/ES2681440T3/es active Active
- 2013-12-10 EP EP13196511.3A patent/EP2743932B1/en active Active
-
2016
- 2016-10-19 JP JP2016204776A patent/JP6310987B2/ja active Active
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP2743932A2 (en) | 2014-06-18 |
| EP2743932B1 (en) | 2018-05-02 |
| US20140161218A1 (en) | 2014-06-12 |
| JP6283211B2 (ja) | 2018-02-21 |
| EP2743932A3 (en) | 2016-06-15 |
| JP2017037090A (ja) | 2017-02-16 |
| ES2681440T3 (es) | 2018-09-13 |
| US9406407B2 (en) | 2016-08-02 |
| JP2014115289A (ja) | 2014-06-26 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP6310987B2 (ja) | 軽水型炉（ｌｗｒ）の重大事故封じ込め用の放射性捕獲システムおよびその方法 | |
| JP6288781B2 (ja) | 原子炉格納容器換気系用フィルタ | |
| KR102015155B1 (ko) | 유체 처리 장치 | |
| CN102723114A (zh) | 一种安全壳过滤排放系统 | |
| Bal et al. | Control of accidental discharge of radioactive materials by filtered containment venting system: A review | |
| JP2012230078A (ja) | 除染装置、除染方法、原子力プラント及びその改造方法 | |
| KR101656314B1 (ko) | 방사성 물질 여과 장치 | |
| KR101503288B1 (ko) | 원자력시설용 비상 포집장치 | |
| JP6360120B2 (ja) | 多孔板を備えるフィルタ及び放射性物質をフィルタ処理する方法 | |
| Dong et al. | Overview of the experimental studies and numerical simulations on the filtered containment venting systems with wet scrubbers | |
| EP2942782B1 (en) | Salt filtration system and method of removing a radioactive material from a gas using the same | |
| JP2015036685A5 (ja) | ||
| Kawamura et al. | Development of a filtered containment venting system for nuclear power plants | |
| JP6266466B2 (ja) | 原子炉安全システムにおけるデブリ低減システム | |
| CN112473340A (zh) | 核电厂安全壳过滤排放系统 | |
| JP2006313134A (ja) | ドラム缶収納型イオン交換樹脂塔 | |
| KR102202856B1 (ko) | 중대사고 발생시 격납건물 파손 방지 및 방사성 물질의 지속적 제염을 위한 원환형 관 형태의 피동 방출 장치 | |
| Rahman et al. | Analysis of Primary Containment Capture System for the propose Advanced Modern 600 nuclear power plant | |
| RU184350U1 (ru) | Комбинированный фильтр для очистки радиоактивной парогазовой смеси | |
| Lane et al. | LWR Impact on Containment | |
| Bredin | PBMR accident analysis | |
| Eger et al. | Commentary on spent fuel storage at Morris operation | |
| Wang et al. | Evaluating of Radioactive Gaseous Iodine Filtering System using Bismuth-embedded SBA-15 Mesoporous Silica for Containment Bypass Accidents | |
| Morewitz | Filtered vented containment systems for light water reactors | |
| Mattus et al. | Study of the Potential Impact of Gamma-Induced Radiolytic Gases on Loading of Cesium Onto Crystalline Silicotitanate Sorbent at ORNL’s High Flux Isotope Reactor |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20161111 |
|
| A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20161111 |
|
| A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20171114 |
|
| A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20180208 |
|
| TRDD | Decision of grant or rejection written | ||
| A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 20180306 |
|
| A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20180319 |
|
| R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Ref document number: 6310987 Country of ref document: JP Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |