JP6737957B2 - フィルタ付格納容器ベントシステムを備える原子力発電所 - Google Patents
フィルタ付格納容器ベントシステムを備える原子力発電所 Download PDFInfo
- Publication number
- JP6737957B2 JP6737957B2 JP2019523834A JP2019523834A JP6737957B2 JP 6737957 B2 JP6737957 B2 JP 6737957B2 JP 2019523834 A JP2019523834 A JP 2019523834A JP 2019523834 A JP2019523834 A JP 2019523834A JP 6737957 B2 JP6737957 B2 JP 6737957B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- power plant
- nuclear power
- cleaning liquid
- reservoir
- wet scrubber
- 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
- 238000013022 venting Methods 0.000 title claims description 16
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 87
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 claims description 56
- 239000007789 gas Substances 0.000 claims description 30
- 238000005192 partition Methods 0.000 claims description 26
- 239000003054 catalyst Substances 0.000 claims description 14
- URGAHOPLAPQHLN-UHFFFAOYSA-N sodium aluminosilicate Chemical compound [Na+].[Al+3].[O-][Si]([O-])=O.[O-][Si]([O-])=O URGAHOPLAPQHLN-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 14
- 239000002808 molecular sieve Substances 0.000 claims description 12
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 claims description 11
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 claims description 11
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 10
- 230000003197 catalytic effect Effects 0.000 claims description 10
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 claims description 7
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 claims description 7
- 239000012530 fluid Substances 0.000 claims description 5
- 241000446313 Lamella Species 0.000 claims description 3
- 238000004891 communication Methods 0.000 claims description 2
- 230000003134 recirculating effect Effects 0.000 claims description 2
- ZCYVEMRRCGMTRW-UHFFFAOYSA-N 7553-56-2 Chemical compound [I] ZCYVEMRRCGMTRW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 239000011630 iodine Substances 0.000 description 6
- 229910052740 iodine Inorganic materials 0.000 description 6
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 5
- 239000000443 aerosol Substances 0.000 description 4
- 239000003153 chemical reaction reagent Substances 0.000 description 4
- 238000002347 injection Methods 0.000 description 3
- 239000007924 injection Substances 0.000 description 3
- 238000002955 isolation Methods 0.000 description 3
- 238000000034 method Methods 0.000 description 3
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 3
- 230000035515 penetration Effects 0.000 description 3
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 3
- 238000004062 sedimentation Methods 0.000 description 3
- 238000011144 upstream manufacturing Methods 0.000 description 3
- 238000009833 condensation Methods 0.000 description 2
- 230000005494 condensation Effects 0.000 description 2
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 2
- 238000001035 drying Methods 0.000 description 2
- 238000004880 explosion Methods 0.000 description 2
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 2
- 230000014759 maintenance of location Effects 0.000 description 2
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 241000006966 Areva Species 0.000 description 1
- 230000002411 adverse Effects 0.000 description 1
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 1
- 230000009849 deactivation Effects 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 238000001914 filtration Methods 0.000 description 1
- 238000004401 flow injection analysis Methods 0.000 description 1
- 150000002431 hydrogen Chemical class 0.000 description 1
- -1 iodine, iodine compounds Chemical class 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 239000003595 mist Substances 0.000 description 1
- 238000013021 overheating Methods 0.000 description 1
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 1
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 description 1
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 description 1
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 description 1
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 1
- 238000001179 sorption measurement Methods 0.000 description 1
- 238000005406 washing 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
- G21C9/004—Pressure suppression
-
- 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
- G21C9/04—Means for suppressing fires ; Earthquake protection
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
- G21C13/022—Ventilating arrangements
-
- 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
- G21C19/303—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 gases
-
- 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
- G21C9/02—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
-
- 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
- G21C9/04—Means for suppressing fires ; Earthquake protection
- G21C9/06—Means for preventing accumulation of explosives gases, e.g. recombiners
-
- 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
-
- 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)
Description
本発明は、格納容器及びフィルタ付格納容器ベントシステムを有する原子力発電所に関する。
ＡＲＥＶＡ ＧｍｂＨによる特許文献１は、原子炉の格納容器４用のフィルタ付格納容器ベントシステム（ＦＣＶＳ）を開示している（図参照）。このシステムは、格納容器の内側から外側へ通じる圧力解放ライン２８を含む。圧力解放ライン２８(別名：ベントライン）の入口には、水素（Ｈ２）除去用の触媒再結合器９６がある。格納容器内のさらに下流側において、該圧力解放ラインは湿式スクラバー３６に通じ、この湿式スクラバー３６は、底部領域に収容された洗浄液とその上方のガスドームとを備えている。ガスドームは、ベント動作中に、ベント動作を推進する、格納容器雰囲気からガスドーム、外部環境への圧力勾配が存在するように、格納容器に対して気密封止される。ガスドームから、圧力解放ライン２８は、格納容器壁を通り、スロットルバルブ６４を経て、排気筒６８の出口へ延びる。
湿式スクラバー３６内の洗浄液が蒸発により臨界レベル以下に低下した場合、再充填又は補充が自動的に行われる。格納容器サンプ１００から水が、供給ライン７２を介して湿式スクラバー３６へ引き込まれる。圧力勾配が優勢であるため、これは受動的に起こる。
しかし、シビアなアクシデントの状態では、格納容器雰囲気からと触媒再結合器の発熱反応からの大量の熱が湿式スクラバーへ伝わる可能性があるため、供給ラインを介した補充が間に合わず、湿式スクラバーの一時的乾燥運転を避けられずに放射性粒子の貯留に悪影響を及ぼす可能性がある。
本発明は、上述のタイプの原子力発電所用フィルタ付格納容器ベントシステムについて、水素爆発の危険を確実に回避し且つベント動作中の湿式スクラバー乾燥リスクを回避するベント流用の湿式スクラバーを備えた、フィルタ付格納容器ベントシステムを提供することを目的とする。
上記目的は、請求項１に係る特徴を備えた原子力発電所によって達成される。
すなわち、本発明により提供される原子力発電所は、格納容器とフィルタ付格納容器ベントシステムとを備え、
前記フィルタ付格納容器ベントシステムは、前記格納容器の内部から外部へ通じる圧力解放ラインを有し、
水素除去のための触媒再結合器が、前記圧力解放ラインの入口に又は入口の直後に配置され、これより下流で、湿式スクラバーが前記圧力解放ラインに接続されており、
該湿式スクラバーは、前記格納容器内に配置されていて、該湿式スクラバー内の洗浄液を決める洗浄液仕切室と該洗浄液仕切室上方のガスドームとを備え、ベント動作中に、ベント流が前記洗浄液により洗浄されて前記ガスドームに入るようになっており、
前記ガスドームは、格納容器雰囲気に対して気密封止され、
前記洗浄液仕切室は、前記格納容器の内部に配置されたより大きなリザーバの一部であり、該洗浄液仕切室は、蒸発により該洗浄液仕切室内で失われる洗浄液が前記リザーバ内の液体から自動的に補充されるように、前記リザーバのその余の部分と連通している。
前記フィルタ付格納容器ベントシステムは、前記格納容器の内部から外部へ通じる圧力解放ラインを有し、
水素除去のための触媒再結合器が、前記圧力解放ラインの入口に又は入口の直後に配置され、これより下流で、湿式スクラバーが前記圧力解放ラインに接続されており、
該湿式スクラバーは、前記格納容器内に配置されていて、該湿式スクラバー内の洗浄液を決める洗浄液仕切室と該洗浄液仕切室上方のガスドームとを備え、ベント動作中に、ベント流が前記洗浄液により洗浄されて前記ガスドームに入るようになっており、
前記ガスドームは、格納容器雰囲気に対して気密封止され、
前記洗浄液仕切室は、前記格納容器の内部に配置されたより大きなリザーバの一部であり、該洗浄液仕切室は、蒸発により該洗浄液仕切室内で失われる洗浄液が前記リザーバ内の液体から自動的に補充されるように、前記リザーバのその余の部分と連通している。
圧力解放ラインの入口にある触媒再結合器により、これより下流における臨界水素濃度が回避される。閉鎖された洗浄液タンクを有する湿式スクラバーとは対照的に、ここに特定される、湿式スクラバーがより大きなリザーバの仕切室として実施される構成では、洗浄液の蒸発分が、リザーバのその余の部分から迅速に、必要に応じて大量に、自動的に補充される。このことは、洗浄液の蒸発速度が比較的大きくなる、ベント流が過熱部分を含む場合であっても確実に作用する。
好ましくは、リザーバは、格納建屋のサンプ内に配置される。
好ましくは、リザーバ内の液体量は、少なくとも５０ｍ３、より好ましくは少なくとも１００ｍ３である。
好ましくは、洗浄液仕切室及びガスドームを区画する壁は、リザーバ内の液体に部分的に沈めたキャップ、(ひっくり返された)ポット、又はベルの形状をもつ。
好ましくは、リザーバのその余の部分内の液体の表面積Ａ１に対する洗浄液仕切室内の洗浄液の表面積Ａ２に関する比率Ａ１／Ａ２は、２〜１０の範囲である。この比率は、ベントラインにおける０．１〜２０ｍ／ｓの範囲の流速で、洗浄液仕切室へのベント質量流注入０．２〜２０ｋｇ／ｓを可能にする。
好ましくは、リザーバ内の液体中に仕切室壁を沈める深さは、１．５ｈ〜２ｈの範囲であり、このｈは、圧力解放ラインの出口ノズルで測定した、液体中に沈めてある圧力解放ラインの深さである。
好ましくは、当該原子力発電所は、触媒再結合器と並列に設けられ、該触媒再結合器の出口から入口へベント流の一部を再循環させる再循環ラインを含む。この特徴は、ＦＣＶＳの後続の構成要素にかかる熱負荷を制限するために、触媒再結合器に入るベント流を水素に対して希釈するのに役立つ。
好ましくは、ベント流によって駆動されるジェットポンプが、再循環部分をベント流に再注入するために提供される。
好ましくは、湿式スクラバーの下流側に、圧力解放ラインへ接続されたスロットルバルブがあり、該スロットルバルブは臨界膨張のモードで作動するように構成され、一定の体積流を促進する。この技術は、独特許公報ＤＥ１０３２８７７３Ｂ３においてより詳細に説明されており、その内容がここに援用される。
好ましくは、湿式スクラバーの下流且つ上記スロットルバルブの上流に、主にヨウ素保持の目的で、圧力解放ラインに接続されたモレキュラーシーブや類似の吸着フィルタを備えたフィルタユニットを設ける。
好ましくは、当該原子力発電所は、圧力解放ラインから分岐し、上記モレキュラーシーブに沿って熱接触するように延伸し、該モレキュラーシーブの加熱を促進する分岐ラインを含む。
好ましくは、湿式スクラバーの下流において、圧力解放ラインに接続されたサイクロン分離器及びラメラ分離器のいずれか又は両方が設けられる。
好ましくは、湿式スクラバーは、洗浄液に少なくとも部分的に沈められた複数のベンチュリノズルを含む。
まとめておくと、本発明は、とりわけ以下の利点を提供する。
過熱ガス又は蒸気の大部分が格納容器雰囲気内に存在し、ＦＣＶＳへの高レベルの熱入力をもたらす場合でも、ベントプロセスを開始することができる。格納容器雰囲気内のこのような過熱状態は、例えば、発電所の原子炉圧力容器内の原子炉炉心が乾燥し、周囲のコンクリート構造物と相互作用し始めるときに起こり得る。
格納容器サンプなど、他には利用されない既存の大きな液体リザーバをヒートシンクとして利用することで、全体的に受動の冷却系がＦＣＶＳに組み入れられる。
リザーバ内の液体は、放射性物質に対する十分な貯蔵所としても働く。
入口側の触媒再結合器に起因するＦＣＶＳ内の発火や爆発のリスクがない。これは、ベント流が（未だ）蒸気不活性化されていないとき、又は、その蒸気不活性化がＦＣＶＳ内の蒸気凝縮によって失われるときの、ベントプロセスの開始時に既に当てはまる。
放射性物質のろ過及び貯留手段の全体を格納容器内に収めることができる。
さらに、変圧膨張用のスロットルバルブを含め、ＦＣＶＳの高圧セクション全体を格納容器内に収めることができる。
湿式スクラバーとしてのかさばる密閉容器は不要であり、代わりに、リザーバ内に沈めたはるかにコンパクトなキャップ／ドームで十分である。
ＦＣＶＳを、既存の原子力プラントに後付けすることができる。
過熱ガス又は蒸気の大部分が格納容器雰囲気内に存在し、ＦＣＶＳへの高レベルの熱入力をもたらす場合でも、ベントプロセスを開始することができる。格納容器雰囲気内のこのような過熱状態は、例えば、発電所の原子炉圧力容器内の原子炉炉心が乾燥し、周囲のコンクリート構造物と相互作用し始めるときに起こり得る。
格納容器サンプなど、他には利用されない既存の大きな液体リザーバをヒートシンクとして利用することで、全体的に受動の冷却系がＦＣＶＳに組み入れられる。
リザーバ内の液体は、放射性物質に対する十分な貯蔵所としても働く。
入口側の触媒再結合器に起因するＦＣＶＳ内の発火や爆発のリスクがない。これは、ベント流が（未だ）蒸気不活性化されていないとき、又は、その蒸気不活性化がＦＣＶＳ内の蒸気凝縮によって失われるときの、ベントプロセスの開始時に既に当てはまる。
放射性物質のろ過及び貯留手段の全体を格納容器内に収めることができる。
さらに、変圧膨張用のスロットルバルブを含め、ＦＣＶＳの高圧セクション全体を格納容器内に収めることができる。
湿式スクラバーとしてのかさばる密閉容器は不要であり、代わりに、リザーバ内に沈めたはるかにコンパクトなキャップ／ドームで十分である。
ＦＣＶＳを、既存の原子力プラントに後付けすることができる。
本発明に関連するこれらの利点及び他の利点、そして、構造的詳細及び機能的詳細は、以下の詳細な説明においてさらに明示される。
本発明の例示的な実施形態について、添付の図面を参照して説明する。同様の技術的要素には、両方の図面において同じ参照番号を付す。
図１は、原子力発電所４フィルタ付格納容器ベントシステム（ＦＣＶＳ：Filtered Containment Venting System）２を概略的に示す。原子力発電所４は、格納容器８を囲む格納容器壁６を備え、格納容器８は外部環境から密封されている。格納容器８内の蒸気放出及び過剰圧力条件を伴うシビアなアクシデントの場合、ＦＣＶＳ２は、格納容器雰囲気１１０の一部を外部環境へ放出することによって、格納容器雰囲気１１０に対する圧力解放を提供する。ベントとも呼ばれる圧力解放動作中、ＦＣＶＳ２に組み入れられたフィルタは、ベント流に含まれるエアロゾル、ヨウ素、ヨウ素化合物、及び他の放射性粒子を貯留するように構成される。
ＦＣＶＳ２は、ベントラインとも呼ばれる圧力解放ライン１０を備え、ベントライン１０は、格納容器８の内側にある入口１２から外側にある出口１４へ通じ、したがって貫通部１６において格納容器壁６を通過する。原子力発電所４の通常運転中、圧力解放ライン１０は、矢印で示されるベント流の流動方向に沿って見て好ましくは格納容器壁６の直後に配置される、複数の隔離弁１８によって閉じられる。ベント動作中は隔離弁１８が開かれ、ベント流が、優勢な圧力の差（のみ）に従って、圧力解放ライン１０を通り入口１２から出口１４へ流れる。
入口１２の直後、圧力解放ライン１０の始まりの所に、受動自動再結合器（ＰＡＲ：Passive Autocatalytic Recombiner）としても知られる触媒再結合器（catalytic recombiner）２０があり、圧力解放ライン１０に接続されている。触媒再結合器２０は、ベント流に含まれる水素及び酸素を無炎触媒再結合するように構成される。このポイントにある触媒再結合器２０の目的は、格納容器雰囲気１１０の状態と組成にかかわらず、ＦＣＶＳ２の後続の部位における可燃性ガス混合物の臨界濃度を防止することである。
さらに、触媒再結合器２０と並列に設けられた、触媒再結合器２０の出口２４で圧力解放ライン１０から分岐して触媒再結合器２０の入口２６に戻る再循環ライン２２がある。この装置は、触媒再結合器２０の出口２４から出る比較的低い水素濃度をもつベント流の一部を入口２６へ再循環させ、圧力解放ライン１０の入口１２から来る比較的高い水素濃度をもつ流入ベント流と混合する。このベント流の再循環部分は、好ましくは、（主）ベント流によって駆動されるジェットポンプ２８の補助でベント流に受動的に再注入される。すなわち、ジェットポンプ２８は、該ジェットポンプの吸引ポート３２に再循環ライン２２が接続されていて、触媒再結合器２０の上流の圧力解放ライン１０へつながっている。あるいは、触媒再結合器２０の入口側における単純なライン連結部で十分な場合もある。触媒再結合器２０の入口２６と出口２４とにおける異なる圧力レベルを補償するために、再循環ライン２２に接続されたスロットルバルブ３０がある。
このようにして、ベント流は、触媒再結合器２０に入る前に水素濃度に関して希釈される。これは、触媒再結合器２０における水素濃度、したがって触媒再結合器２０の熱負荷、そして、ＦＣＶＳ２のさらに下流の後続構成要素への熱入力を制限するために行われる。
この下流には分岐ライン３４があり、分岐ライン３４は、連結部３６で圧力解放ライン１０から分岐した後、連結部３８で圧力解放ライン１０に戻り、スロットルバルブ４０が逆流を防止する。分岐ライン３４で運ばれる高温流体は、モレキュラーシーブ（Molecular Sieve：分子篩）（後述）など、ＦＣＶＳ２内の他の構成要素の回復加熱に使用することができる。
この下流には、注入ライン４６を介して圧力解放ライン１０に取り付けられた、化学試薬４４のための貯蔵容器４２を設け得る。適切な試薬をベント流に(又は、直接、湿式スクラバー４８に)注入することによって、ここより下流の湿式スクラバー４８（後述）内にある洗浄液のｐＨ値を有利に調整し、特に、ヨウ素及びヨウ素化合物のいずれか又は両方の貯留を向上させる。
この下流で、圧力解放ライン１０が湿式スクラバー４８に通じている。湿式スクラバー４８は、格納容器８内に配置され、洗浄液仕切室５０と、該仕切室上方のガスドーム５２とを備える。洗浄液仕切室５０は、洗浄液５４、本実施形態の場合、基本的に水で満たされる。ガスドーム５２は、ドーム形状のカバー５６によって格納容器雰囲気１１０に対し密封されている。圧力解放ライン１０は洗浄液仕切室５０内に延び、当該洗浄液仕切室内でベント流は、複数の出口ノズル５８、好ましくは並列にした複数の出口ノズル５８、により、洗浄液５４内に放出される。本実施形態において出口ノズル５８は、ベンチュリノズルとして設計され、各々が、狭まる入口部分６０、中間部分６２、及び広がる出口部分６４を有し、出口部分６６は、好ましくは、洗浄液５４内で下を向いている。狭い中間部分６０は、ベント流によって取り込まれる洗浄液５４のために複数の流入開口を含み得る。すなわち、ベント動作中に、放出されたベント流の気体部分が、洗浄液５４内に沈んでいる出口ノズル５８により洗浄液５４と混合されると共に洗浄され、この後に気泡が洗浄液５４を通って上昇し、ガスドーム５２に入るように構成される。好ましくは、出口ノズル５８は、洗浄液仕切室５０の中央部分に配置される。
別の実施形態では、出口ノズル５８は、ベント流を、洗浄液５４か、あるいは洗浄液５４上方のガスドーム５２に上向きに放出するように構成することもできる。この場合、ノズル管の中間部分６０は、好ましくは、洗浄液５４がベント流によって取り込まれ、ベント流と混ざるように、複数の流入開口を含む。
洗浄液仕切室５０は、格納容器８の内部に配置されたより大きなリザーバ６８の一部であり、洗浄液仕切室５０内に含まれる洗浄液５４は、リザーバ６８のその余の部分に含まれる液体７０と、流体として連通している（したがって、洗浄液５４と液体７０とは実際には同じ液体である）。好ましくは、リザーバ６８は、格納建屋のサンプ内に位置し、好ましくは、該リザーバ内の液体７０の総容積は、５０〜３００ｍ３の範囲、特に少なくとも１００ｍ３であり、一方、洗浄液仕切室５０内の洗浄液５４の容積は、例えば１０〜１５０ｍ３の範囲である。この構成により、ベント動作中に蒸発に起因して洗浄液仕切室５０内で失われる洗浄液５４は、ほぼ同時にリザーバ６８のその余の部分から流入する液体７０で補われる。リザーバ６８内の液体７０の量が多いので、リザーバ６８内の、つまり洗浄液仕切室５０内の液面７１の低下は、数時間のベント動作後であっても無視できる。付け加えると、ベント動作中、洗浄液仕切室５０内の液面は、通常、格納容器雰囲気１１０の圧力と比較してガスドーム５２内の圧力が低いために（後述）、外側の液面７１よりもいくぶん高い。ただし、以下の考察では、この差は無視することができる。
本実施形態では、洗浄液仕切室５０及びガスドーム５４を閉じ込める壁又はカバー５６は、リザーバ６８内の液体７０に部分的に沈んだキャップ７４の形状を有する。好ましくは、キャップ７４の下縁７６とリザーバ６８の底面７８との間にある周縁領域によって実現される、洗浄液仕切室５０とリザーバ６８のその余の部分との間の通流断面は、１〜５ｍの範囲の高さを有するギャップ７９による。したがって、リザーバ６８内部の液体７０に沈む仕切壁又はキャップ７４の沈降深さ８０は、好ましくは、洗浄液５４に沈む出口ノズル５８の沈降深さｈよりもいくらか深い。好ましくは、沈降深さ８０は、１．５ｈ〜２ｈの範囲内である。
すなわち、一方では、キャップ７４の下縁７６とリザーバ６８の底面７８との間のギャップは、上述した通流断面を実現するのに十分な大きさである。他方、キャップ７４の沈降深さ８０は、放出された気泡の大半が上方のガスドーム５２内に集まることを確実にし、且つ、液面７１が例えば蒸発により０．２〜１．５ｍの範囲に低下したときにキャップ７４の沈降状態が維持されることを確実にするのに、十分な深さである。この種の液体シール（トラップ）は、格納容器雰囲気１１０に対してガスドーム５２の圧力シールを維持し、格納容器雰囲気１１０からガスドーム５２へ、次いで外部雰囲気へ向かう圧力勾配をベント動作中に維持するために、重要である。この圧力勾配により、能動ポンプ等を必要とせずに受動的にベント動作が実行される。
この下流において、洗浄され冷却されたベント流がガスドーム５２を出て、圧力解放ライン１０の後続の部分を通って流れる。当該ライン区域の始めに、サイクロン分離器８２かラメラ分離器のいずれか又は両方を設けて、ベント流から液滴及びミストを除去することができる。分離された液体部分は、戻りライン８４を介して湿式スクラバー４８に戻される。さらに下流に、エアゾールフィルタ８６を圧力解放ライン１０に接続することができる。
湿式スクラバー４８のさらに下流には、比較的小さい圧力降下との関連でベント流の膨張乾燥を提供するために、スロットル弁８８を圧力解放ライン１０に接続してもよい。
この下流で、好ましくはこれも格納容器８の中に、好ましくはモレキュラーシーブ９２を含むヨウ素フィルタ９０が圧力解放ライン１０に接続される。既述したように、モレキュラーシーブ９２は、ベント流の結露を避けるために、圧力解放ライン１０の上流部分から高温ベント流を分岐させて熱交換器９３を介し加熱することが好ましい。これは、敏感なフィルタ材料が液滴及び湿気によってダメージを受けないようにするためである。
湿式スクラバー４８及び（任意選択の）ヨウ素フィルタ９０のさらに下流で、好ましくはこれも格納容器８の中に、圧力解放ライン１０に接続されたスロットル弁９４があり、このスロットル弁は、臨界膨張のモード(変圧領域内)で作動するように設計され、一定の体積流を促進する。
圧力解放ライン１０の残りの低圧部分は、最終的に貫通部１６で格納容器壁６を通過し、そして、例えば煙突又は排気筒９６にある排気又は出口１４へ通じる。
図２に示す実施形態は、主として、格納容器８の外側の圧力解放ライン１０に接続された追加の湿式スクラバー９８があるという点で、図１の実施形態とは異なる。この追加の湿式スクラバー９８は、洗浄液１０２を底部に及びガスドーム１０４を上方に収容した密閉容器１００と、好ましくはベンチュリノズルであって洗浄液１０２又はガスドーム１０４内にベント流を放出する複数の出口ノズル１０６と、ガスドーム１０４内の粒子フィルタ１０８とを備える。格納容器８内の湿式スクラバー４８の目的は、主に高温のベント流を冷却する、又は「急冷（クエンチ）」することであり、一方、第２の湿式スクラバー９８の主な目的は、冷却されたベント流を洗浄することであり、これによって洗浄液１０２において放射性粒子の貯留が達成される。
図２の実施形態では、第１の湿式スクラバー４８は、図１のスクラバーと同様に配置され、周囲のリザーバ７０又は容器から迅速且つ確実に、蒸発した洗浄液を補充することを保証する。出口ノズル５８は、図１よりも幾分簡素な構成である。第１の湿式スクラバー４８による初期冷却によって、第２の湿式スクラバー９８における蒸発速度は比較的低い。したがって、第２の湿式スクラバー９８に補充手段を設ける必要はない。
図１と比較した別の違いは、図２の実施形態において、臨界膨張のために設計されたスロットルバルブ９４が、第２の湿式スクラバー９８の下流側の圧力解放ライン１０の端部に配置されていることである。
モレキュラーシーブは、図２には示されていないが、好ましくは湿式スクラバー９８の下流における圧力解放ライン１０のライン区域に存在し得る。図１に示す他の構成要素、例えば化学試薬の注入手段やエアゾールフィルタも、図２のシステムに存在し得るが、ここでは省略する。
２ ＦＣＶＳ
４ 原子力発電所
６ 格納容器壁
８ 格納容器
１０ 圧力解放ライン
１２ 入口
１４ 出口
１６ 貫通部
１８ 隔離弁
２０ 接触再結合器
２２ 再循環ライン
２４ 出口
２６ 入口
２８ ジェットポンプ
３０ スロットルバルブ
３２ 吸引ポート
３４ 分岐ライン
３６ 連結部
３８ 連結部
４０ スロットルバルブ
４２ 貯蔵容器
４４ 化学試薬
４６ 注入ライン
４８ 湿式スクラバー
５０ 洗浄液仕切室
５２ ガスドーム
５４ 洗浄液
５６ カバー
５８ 出口ノズル
６０ 入口部分
６２ 中間部分
６４ 出口部分
６６ 出口
６８ リザーバ
７０ 液体
７１ 液面
７４ キャップ
７６ 下縁
７８ 底面
７９ ギャップ
８０ 沈降深さ
８２ サイクロン分離器
８４ 戻りライン
８６ エアロゾルフィルタ
８８ スロットルバルブ
９０ ヨウ素フィルタ
９２ モレキュラーシーブ（分子篩）
９３ 熱交換器
９４ スロットルバルブ
９６ 排気筒
９８ 湿式スクラバー
１００ 密閉容器
１０２ 洗浄液
１０４ ガスドーム
１０６ 出口ノズル
１０８ 粒子フィルタ
１１０ 格納容器雰囲気
ｈ 沈降深
４ 原子力発電所
６ 格納容器壁
８ 格納容器
１０ 圧力解放ライン
１２ 入口
１４ 出口
１６ 貫通部
１８ 隔離弁
２０ 接触再結合器
２２ 再循環ライン
２４ 出口
２６ 入口
２８ ジェットポンプ
３０ スロットルバルブ
３２ 吸引ポート
３４ 分岐ライン
３６ 連結部
３８ 連結部
４０ スロットルバルブ
４２ 貯蔵容器
４４ 化学試薬
４６ 注入ライン
４８ 湿式スクラバー
５０ 洗浄液仕切室
５２ ガスドーム
５４ 洗浄液
５６ カバー
５８ 出口ノズル
６０ 入口部分
６２ 中間部分
６４ 出口部分
６６ 出口
６８ リザーバ
７０ 液体
７１ 液面
７４ キャップ
７６ 下縁
７８ 底面
７９ ギャップ
８０ 沈降深さ
８２ サイクロン分離器
８４ 戻りライン
８６ エアロゾルフィルタ
８８ スロットルバルブ
９０ ヨウ素フィルタ
９２ モレキュラーシーブ（分子篩）
９３ 熱交換器
９４ スロットルバルブ
９６ 排気筒
９８ 湿式スクラバー
１００ 密閉容器
１０２ 洗浄液
１０４ ガスドーム
１０６ 出口ノズル
１０８ 粒子フィルタ
１１０ 格納容器雰囲気
ｈ 沈降深
Claims (15)
- 格納容器（８）とフィルタ付格納容器ベントシステム（２）とを備えた原子力発電所であって、
前記フィルタ付格納容器ベントシステム（２）は、前記格納容器（８）の内部から外部へ通じる圧力解放ライン（１０）を有し、
水素除去のための触媒再結合器（２０）が、前記圧力解放ライン（１０）の入口（１２）に又は入口（１２）の直後に配置され、これより下流で、湿式スクラバー（４８）が前記圧力解放ライン（１０）に接続されており、
該湿式スクラバー（４８）は、前記格納容器（８）内に配置されていて、該湿式スクラバー（４８）内の洗浄液（５４）を決める洗浄液仕切室（５０）と該洗浄液仕切室（５０）上方のガスドーム（５２）とを備え、ベント動作中に、ベント流が前記洗浄液（５４）により洗浄されて前記ガスドーム（５２）に入るようになっており、
前記ガスドーム（５２）は、格納容器雰囲気（１１０）に対して気密封止され、
前記洗浄液仕切室（５０）は、前記格納容器（８）の内部に配置されたより大きなリザーバ（６８）の一部であり、該洗浄液仕切室（５０）は、蒸発により該洗浄液仕切室（５０）内で失われる洗浄液（５４）が前記リザーバ（６８）内の液体（７０）から自動的に補充されるように、前記リザーバ（６８）のその余の部分と連通している、原子力発電所。 - 前記リザーバ（６８）が格納建屋のサンプ内に配置されている、請求項１に記載の原子力発電所。
- 前記リザーバ（６８）内の液体量は５０ｍ３〜３００ｍ３の範囲である、請求項１又は２に記載の原子力発電所。
- 前記リザーバ（６８）のその余の部分内の液体（７０）の表面積Ａ１に対する洗浄液仕切室（５０）内の洗浄液（５４）の表面積Ａ２に関する比率Ａ１／Ａ２が、２〜１０の範囲である、請求項１〜３のいずれか１項に記載の原子力発電所。
- 前記洗浄液仕切室（５０）及び前記ガスドーム（５２）を区画するカバー（５６）が、前記リザーバ（６８）内の液体（７０）に部分的に沈めたキャップ（７４）の形状をもつ、請求項１〜４のいずれか１項に記載の原子力発電所。
- 前記圧力解放ライン（１０）は、前記洗浄液（５４）内に沈められて深さｈでベント流を放出する出口ノズル（５８）を有し、
前記リザーバ（６８）内の液体（７０）中に前記カバー（５６）を沈める深さが前記ｈの倍数（１．５〜２）の範囲である、請求項５に記載の原子力発電所。 - 前記キャップ（７４）の下縁（７６）と前記リザーバ（６８）の底面（７８）との間のギャップ（７９）が１〜５ｍの範囲である、請求項５又は６に記載の原子力発電所。
- 前記触媒再結合器（２０）と並列に設けられ、該触媒再結合器（２０）の出口（２４）から入口（２６）へベント流の一部を再循環させる再循環ライン（２２）を含む、請求項１〜７のいずれか１項に記載の原子力発電所。
- ベント流によって駆動されるジェットポンプ（２８）が、再循環部分をベント流に再注入するために設けられている、請求項８に記載の原子力発電所。
- 前記湿式スクラバー（４８）の下流に、前記圧力解放ライン（１０）に接続されたスロットルバルブ（９４）を有し、該スロットルバルブ（９４）は、臨界膨張のモードで作動するように構成されて一定の体積流を促進する、請求項１〜９のいずれか１項に記載の原子力発電所。
- 前記湿式スクラバー（４８）の下流に、前記圧力解放ライン（１０）に接続されたモレキュラーシーブ（９２）を備えたフィルタユニットを設けてある、請求項１〜１０のいずれか１項に記載の原子力発電所。
- 前記圧力解放ライン（１０）から分岐し、上記モレキュラーシーブ（９２）に沿って熱接触するように延伸して該モレキュラーシーブ（９２）を加熱する分岐ライン（３４）を含む、請求項１１に記載の原子力発電所。
- 前記湿式スクラバー（４８）の下流に、前記圧力解放ライン（１０）に接続されたサイクロン分離器（８２）かラメラ分離器のいずれか又は両方が設けられている、請求項１〜１２のいずれか１項に記載の原子力発電所。
- 前記湿式スクラバー（４８）は、前記洗浄液（５４）に少なくとも部分的に沈められた複数のベンチュリノズルを含む、請求項１〜１３のいずれか１項に記載の原子力発電所。
- 前記格納容器（８）の外側にある前記圧力解放ライン（１０）のライン区域に接続された追加の湿式スクラバ−（９８）を有する、請求項１〜１４のいずれか１項に記載の原子力発電所。
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| PCT/EP2016/078950 WO2018095546A1 (en) | 2016-11-28 | 2016-11-28 | Nuclear power plant, comprising a filtered containment venting system |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2020501121A JP2020501121A (ja) | 2020-01-16 |
| JP6737957B2 true JP6737957B2 (ja) | 2020-08-12 |
Family
ID=57614324
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2019523834A Active JP6737957B2 (ja) | 2016-11-28 | 2016-11-28 | フィルタ付格納容器ベントシステムを備える原子力発電所 |
Country Status (8)
| Country | Link |
|---|---|
| EP (1) | EP3501027B1 (ja) |
| JP (1) | JP6737957B2 (ja) |
| KR (1) | KR20190085911A (ja) |
| CN (1) | CN110024046B (ja) |
| BR (1) | BR112019006253B1 (ja) |
| RU (1) | RU2716020C1 (ja) |
| UA (1) | UA127017C2 (ja) |
| WO (1) | WO2018095546A1 (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN110189837B (zh) * | 2019-05-10 | 2023-04-18 | 中广核研究院有限公司 | 一种安全壳的压力调节及过滤排放系统 |
| CN110813911B (zh) * | 2019-11-18 | 2022-01-25 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 核电站及核电站的安全壳维护方法 |
Family Cites Families (19)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR1378856A (fr) * | 1963-06-20 | 1964-11-20 | Commissariat Energie Atomique | Installation de transport hydraulique notamment pour pile atomique |
| DE2931140C2 (de) * | 1979-08-01 | 1984-06-07 | Hochtemperatur-Kernkraftwerk GmbH (HKG) Gemeinsames Europäisches Unternehmen, 4701 Uentrop | Druckentlastung für Kernreaktoren im Störfall |
| EP0056830B2 (de) * | 1981-01-25 | 1993-12-15 | Jahn, Hermann, Dr. | Verfahren zum Vermeiden oder Verringern einer Gefährdung einer Anlage und deren Umgebung durch reagierende Gemische |
| US4610840A (en) * | 1984-12-27 | 1986-09-09 | Westinghouse Electric Corp. | Fission product scrubbing system for a nuclear reactor |
| DE3718338A1 (de) * | 1987-06-01 | 1989-01-05 | Karlsruhe Wiederaufarbeit | Verfahren und vorrichtung zur loesungsmittelwaesche bei der wiederaufarbeitung von bestrahlten kernbrennstoffen |
| JP2993744B2 (ja) * | 1991-01-22 | 1999-12-27 | 株式会社日立製作所 | 原子炉格納容器減圧装置 |
| JPH08262185A (ja) * | 1995-03-27 | 1996-10-11 | Toshiba Corp | 原子炉出力制御装置 |
| DE10328774B3 (de) * | 2003-06-25 | 2005-01-13 | Framatome Anp Gmbh | Kerntechnische Anlage mit Druckentlastung |
| DE10328773B3 (de) * | 2003-06-25 | 2005-02-17 | Framatome Anp Gmbh | Kerntechnische Anlage |
| WO2007058357A1 (ja) * | 2005-11-21 | 2007-05-24 | Optex Co., Ltd. | 運転挙動記録装置 |
| JP5238649B2 (ja) * | 2009-09-08 | 2013-07-17 | 株式会社東芝 | 原子炉格納容器およびそれを用いた原子力プラント |
| CN106342336B (zh) * | 2009-12-31 | 2014-02-12 | 中国船舶重工集团公司第七一八研究所 | 一种核电站用洗涤过滤排放装置 |
| DE102012005204B3 (de) * | 2012-03-16 | 2013-01-17 | Westinghouse Electric Germany Gmbh | Reaktordruckentlastungsfiltersystem |
| CN102723114A (zh) * | 2012-05-30 | 2012-10-10 | 中国核电工程有限公司 | 一种安全壳过滤排放系统 |
| DE102013205525A1 (de) * | 2013-03-27 | 2014-10-02 | Areva Gmbh | Ventingsystem für das Containment einer kerntechnischen Anlage |
| KR101456170B1 (ko) * | 2014-02-27 | 2014-10-31 | 한국원자력연구원 | 압력경계 보존형 피동형 공냉 격납건물 냉각 장치 및 시스템 |
| KR101513725B1 (ko) * | 2014-03-03 | 2015-04-22 | 주식회사 미래와도전 | 원자력발전소에 사용되는 여과 배기 계통 |
| CN104078085B (zh) * | 2014-06-04 | 2016-10-05 | 中国核电工程有限公司 | 一种具有水洗功能的安全壳内置换料水箱 |
| CN104409112B (zh) * | 2014-12-03 | 2017-07-04 | 中国核动力研究设计院 | 安全壳再循环系统 |
-
2016
- 2016-11-28 JP JP2019523834A patent/JP6737957B2/ja active Active
- 2016-11-28 KR KR1020197007947A patent/KR20190085911A/ko unknown
- 2016-11-28 CN CN201680090481.7A patent/CN110024046B/zh active Active
- 2016-11-28 RU RU2019111472A patent/RU2716020C1/ru active
- 2016-11-28 UA UAA201905128A patent/UA127017C2/uk unknown
- 2016-11-28 BR BR112019006253-0A patent/BR112019006253B1/pt active IP Right Grant
- 2016-11-28 EP EP16818997.5A patent/EP3501027B1/en active Active
- 2016-11-28 WO PCT/EP2016/078950 patent/WO2018095546A1/en active Application Filing
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2020501121A (ja) | 2020-01-16 |
| RU2716020C1 (ru) | 2020-03-05 |
| BR112019006253A2 (pt) | 2019-06-25 |
| BR112019006253B1 (pt) | 2022-10-04 |
| EP3501027B1 (en) | 2020-05-27 |
| CN110024046A (zh) | 2019-07-16 |
| WO2018095546A1 (en) | 2018-05-31 |
| CN110024046B (zh) | 2023-03-14 |
| EP3501027A1 (en) | 2019-06-26 |
| UA127017C2 (uk) | 2023-03-15 |
| KR20190085911A (ko) | 2019-07-19 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| FI87708C (fi) | Foerfarande och anordning foer minskande av trycket i ett kaernkraftverk | |
| FI87120B (fi) | Kaernkraftverk med ett saekerhetshoelje. | |
| KR101513725B1 (ko) | 원자력발전소에 사용되는 여과 배기 계통 | |
| JP6288781B2 (ja) | 原子炉格納容器換気系用フィルタ | |
| KR100800217B1 (ko) | 핵공학 시스템 및 핵공학 시스템의 감압을 위한 방법 | |
| CN107240425B (zh) | 一体式安全壳过滤排放系统 | |
| US20160019986A1 (en) | Venting system for the containment of a nuclear plant and method of operating the venting system | |
| JP6071493B2 (ja) | 水素除去装置 | |
| JP2013540989A (ja) | 原子力発電所の圧力を逃がす方法、原子力発電所の圧力逃がしシステム、ならびにこれに対応する原子力発電所 | |
| KR20150136120A (ko) | 원자력 발전설비의 격납용기의 압력 방출 시스템 | |
| JP6737957B2 (ja) | フィルタ付格納容器ベントシステムを備える原子力発電所 | |
| JPH06242279A (ja) | 原子炉格納設備 | |
| JP6754719B2 (ja) | 原子炉格納容器ベントシステム | |
| JP7081751B2 (ja) | ベントシステムを備えた原子力設備およびその運転方法 | |
| JP7377689B2 (ja) | 散気装置、放射性ガス処理装置、放射性物質処理システム、及び原子炉設備 | |
| EP2937867B1 (en) | Containment filtered venting system used for nuclear power plant | |
| US20130126195A1 (en) | Device for limiting the consequences of a widespread fire in premises | |
| KR101542473B1 (ko) | 분자체가 여과배기용기의 외부에 위치하는 여과 배기 계통 | |
| KR101874877B1 (ko) | 벤츄리 스크러버 및 이를 포함하는 원자력발전소의 제염장치 | |
| JP7348814B2 (ja) | 原子力発電プラント | |
| KR20230017567A (ko) | 방사성 물질을 여과하는 스마트 시스템 | |
| JPS6410250B2 (ja) | ||
| JP2008188517A (ja) | 微粒子含有ガスの処理方法及び装置 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20191004 |
|
| A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20191004 |
|
| A977 | Report on retrieval |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007 Effective date: 20200520 |
|
| 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: 20200623 |
|
| A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20200716 |
|
| R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Ref document number: 6737957 Country of ref document: JP Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |