JPH04344495A - Reactor container decompression device - Google Patents
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- 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
Abstract
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。[Industrial Application Field] The present invention is designed to release gas in the reactor containment vessel to the atmosphere in the unlikely event that the pressure inside the reactor containment vessel exceeds the design value in a nuclear power plant. The present invention relates to a reactor containment vessel depressurization device for reducing the pressure in a reactor containment 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。[Prior Art] A conventional reactor containment vessel depressurization system, as described in Japanese Patent Application Laid-Open No. 63-253295, has a wet washer installed in a vent line connected to the reactor containment vessel. It is configured to remove radioactive substances contained in the gas by passing the gas through the cleaning device. In addition, wet type cleaners have a nozzle called a venturi type nozzle, which releases gas into the tank water.
It is configured to remove radioactive materials.
【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 depressurization system 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 cleaner. That is, since the venturi type nozzle obtains the desired radioactive material removal effect by utilizing the inertial collision effect of the radioactive material on the droplets due to the Venturi action, the applicable flow rate range is narrow and flow rate adjustment is necessary. In addition, since the pressure loss is large, it is not suitable for systems that operate at 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 cleaning device used as a radioactive material removal device is a relatively large-scale facility, and when considering application to an existing plant, it is necessary to simplify the facility.
【０００６】第３に、配管内で凝縮した水に含まれる放
射性物質が再浮游する可能性があるが、この点について
何ら配慮がされていない点である。Thirdly, there is a possibility that radioactive substances contained in the water condensed in the pipes will float again, but no consideration is given to this point.
【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。[0007] A first object of the present invention is to provide a reactor containment vessel depressurization device having a wet washer equipped with a nozzle means having a wide applicable flow rate range, low pressure loss, and simple 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。[0008] A second object of the present invention is to provide a reactor containment vessel depressurization device that can simplify the equipment of a radioactive material removal device.
【０００９】本発明の第３の目的は、凝縮水中に含まれ
る放射性物質の再浮游を防止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 reactor containment vessel depressurization device that can prevent resuspension of radioactive materials contained in condensed water.
【００１０】0010
【課題を解決するための手段】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、好ましくは、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。[Means for Solving the Problems] In order to achieve the above first object, the present invention provides a method for solving the problem in the event that the pressure inside the reactor containment vessel exceeds the design value in a nuclear power plant. , release the gas inside the reactor containment vessel to the atmosphere,
In a reactor containment vessel depressurization device that depressurizes the reactor containment vessel, there is at least one vent line connected to the reactor containment vessel, and a wet cleaning system installed in this vent line to remove radioactive substances contained in the gas. equipped with a vessel,
The wet cleaning device has a nozzle means for removing radioactive substances by jetting gas into the tank water. In this case, the nozzle means preferably comprises a plurality of horizontal nozzle pipes connected to the vent line piping, and a large number of small nozzle holes opened downward in each nozzle pipe.
【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。放射性物質除去手段は
好ましくは金属繊維フィルターであり、また場合によっ
ては、ガスの流れを急変させる多数の邪魔板であっても
よい。[0011] In order to achieve the second object, the present invention also provides a piping member that constitutes a part of the vent line and a piping member that is installed in this piping member and that is installed in the reactor containment vessel depressurization device. The structure includes a radioactive material removal device built into a pipe and having a radioactive material removal means for removing radioactive particles. The radioactive substance removal means is preferably a metal fiber filter, and may optionally be a number of baffles that abruptly change the gas flow.
【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。Furthermore, in order to achieve the third object, the present invention provides the reactor containment vessel depressurization system, in which a condensed water collection device for collecting condensed water containing radioactive materials is installed in the vent line. It is something. This condensed water collection device is
Preferably, the vent line includes a condensed water receiver provided on a piping member that constitutes a part of the vent line, a waste liquid tank, and a drain pipe and a valve that connect the condensed water receiver to the waste liquid tank. A plurality of baffles are preferably installed above the condensate receiver in the piping member.
【００１３】[0013]
【作用】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、小穴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。[Operation] By configuring the wet cleaning device with a nozzle means that removes radioactive materials by jetting gas into the tank water, there is no need to adjust the flow rate as with conventional Venturi type nozzles. Instead, it is possible to obtain radioactive material removal performance equivalent to that of the Venturi type nozzle by utilizing the radioactive material inertial collision effect at the nozzle exit. Furthermore, since it is only necessary to provide a small hole, the pressure loss at the nozzle portion is small and the structure is simple.
【００１４】配管内組み込み型放射性物質除去装置を配
置することにより、設備を簡素化することができる。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。[0014] By arranging the radioactive substance removal device built into the piping, the equipment can be simplified. Furthermore, since it can be installed at any position on the vent line, the device can be installed in a location where maintenance and inspection can be easily performed.
【００１５】ベントラインに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。By installing a condensed water collection device in the vent line to collect condensed water containing radioactive materials, it is possible to prevent the radioactive materials captured by condensation from resuspending. It becomes possible to reduce the removal performance requirements of the radioactive material removal equipment installed in the
【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] Hereinafter, embodiments of the present invention will be explained 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 explained with reference to FIG. In Figure 1,
1 is a reactor containment vessel, and a pressure vessel 2 is housed within the reactor containment vessel 1. In addition, the reactor containment vessel 1 includes a pressure suppression chamber 3 forming a wet well and a dry well 4.
A pressure suppression pool 5 is provided in the pressure suppression chamber 3, and the dry well 4 and the pressure suppression pool 5 are communicated with each other through 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１８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１５
を通して排気塔１８より周囲環境へ放出する。In the above reactor containment vessel 1, in the unlikely event that an event occurs in which the pressure inside the reactor containment vessel 1 exceeds the design value, the gas inside the reactor containment vessel 1 is released to the atmosphere. A reactor containment vessel pressure reducing device 60 is provided to reduce the pressure. The pressure reducing device 60 has a plurality of vent lines 7 to 10, isolation valves 11 to 14 are installed in the vent lines 7 to 10, and by opening the isolation valves 11 to 14, gas is released from the corresponding vent line. Ru. Further, among the vent lines 7 to 10, the vent lines 8 and 9 are combined into one vent line 61, and this vent line 61 is equipped with a wet cleaner 15 orifice 16 and an on-off valve 18, and the vent line 61 is equipped with a wet cleaner 15 orifice 16 and an on-off valve 18 to prevent gas from being entrained in the released gas. If the surrounding environment is considered to be significantly contaminated by radioactive materials, vent line 8 and/or 9
Wet cleaning device 15 is used to clean the gas inside the reactor containment vessel 1.
through the exhaust tower 18 into the surrounding environment.
【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 structure as shown in FIGS. 2 and 3. That is, in FIG. 2, 31 is a vent pipe forming a part of the vent line 61, and the vent pipe 31 has a vertical part that hangs down inside the container 35, and the tip thereof is a horizontal nozzle header in the tank water 34. It is connected to pipe 32. As shown in FIG. 3, a plurality of horizontal nozzle pipes 33 are similarly attached to the nozzle header pipe 32 in a comb-like manner, and a large number of small nozzle holes 36 are formed downward on the lowermost side of the nozzle pipe 33. It is opened to The gas passes through a vent pipe 31, is sent to a nozzle header pipe 32, from there is further sent to a nozzle pipe 33, and is jet-shaped into the tank water 34 through a large number of small nozzle holes 36. By jetting the gas into the tank water in this way, particulate radioactive substances contained in the gas are removed. Note that the diameter and number of the nozzle small holes 36 are determined so that a sufficient flow velocity at the nozzle exit can be obtained. A nozzle consisting of this nozzle pipe 33 and 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 gaseous radioactive substances, that is, elemental iodine, are removed by chemical reaction and absorption by this 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 explained in comparison with a conventional device. FIG. 4 shows a conventional nozzle, ie, a Venturi type nozzle, in a wet cleaning device used as a radioactive material removal device. The principle of radioactive material removal using this nozzle utilizes the inertial impact effect of radioactive material on droplets. That is, when the gas 25 passes through the nozzle throat 20 section, water is sucked through the small hole 23,
Droplets 22 are dispersed in the gas. At this time, due to the difference in moving speed between the droplet 22 and the gas flow, the radioactive substance contained in the gas flow inertially collides with the droplet having a lower speed, so that the radioactive substance is collected within the droplet. However, this type of nozzle has a problem in that the flow rate range of the gas 25 to obtain the dispersion of the droplets 22 is narrow, and therefore the flow rate must be adjusted. In addition, because the pressure loss is large, it is not suitable for this system, which is designed to operate at low pressure. Furthermore, this type of nozzle has a complicated structure, which may require a large 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 was devised to improve these problems, and its radioactive material removal principle utilizes the radioactive material inertial collision effect at the nozzle exit. That is, in FIG. 5, the nozzle small hole 36
Gas is ejected into the water 34 in the form of a jet, and when the jet 29 rapidly decelerates, inertial force is applied to the particulate radioactive substances contained in the gas. Due to this inertial force, particulate radioactive materials fly into the water and are collected. Further, by directing 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 inventors' studies, the smaller the diameter d of the nozzle hole 36, the better the performance, but from the viewpoint of nozzle manufacturing and nozzle clogging, it is preferably 3 mm or more, and if it exceeds 30 mm, the removal performance is not as expected. Therefore, it is preferable to set it 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 above impactor type nozzle. A collision plate 30 is arranged below the nozzle pipe 33 in tank water, and the radioactive substance is adsorbed onto the collision plate 30. By doing so, the effect of removing radioactive substances 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 explained with reference to FIGS. 7 to 10. In the embodiment shown in FIGS. 7 and 8, the tip of the vent pipe is connected to an air storage chamber 37, and a plurality of horizontal vent pipes 38 are radially attached to the air storage chamber 37. Further, in the embodiment shown in FIGS. 9 and 10, a plurality of horizontal ventilation pipes 40 are connected radially to the air storage chamber 39, and a plurality of horizontal annular nozzle pipes 41 are concentrically connected to the ventilation pipes 40.
This is what was 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、インパクタ型ノズルによ
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 a wet cleaning device using the impact type nozzle of the present invention will be explained. As described above, the wet cleaning device of the present invention uses an impactor type nozzle to remove particulate radioactive materials, and removes gaseous radioactive materials.
That is, for elemental iodine, sodium thiosulfate is added to tank water and removed through chemical reaction and absorption. The removal of elemental iodine by this chemical reaction and absorption is determined by the gas-liquid contact time, that is, the time the bubbles stay in the tank water. However, as shown in FIG. 11, the tank water evaporates due to the decay heat of the radioactive substances collected in the water, so it is currently considered to supply water every 24 hours. Therefore, it is necessary to ensure the necessary bubble residence time for at least 24 hours. The bubble residence time is determined by the tank water depth, but the larger the tank water container diameter, the smaller the water level change due to evaporation. Therefore, Figure 12
As shown in FIG. 13, when the initial depth of the tank water is H and 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 results shown in FIG. 13 are obtained. Here, according to the study by the inventors of the present application, in order to install a wet washer in a building, the initial water depth H of the tank water needs to be 1.5 m or less due to the container height restriction, and therefore, It can be seen from this figure that the ratio D/H of the tank water container diameter D to the tank water initial water depth H to satisfy the required bubble residence time must be 3.3 or more.
【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。[0024] Further, according to the study by the inventors of the present application, when the height of the container is made as small as possible from the viewpoint of seismic resistance,
It is preferable that the initial depth H of the tank water is about 1 m.
In this case, the ratio D/H of the tank water container diameter D to 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 explained with reference to FIG. In FIG. 14, the pressure reducing device 60A is equipped with a radioactive substance removal device 43 built into piping that removes radioactive particles in the gas. The radioactive substance removal device 43 is shown in FIG.
As shown in the figure, it consists of a piping member 43a that constitutes a part of the vent line 61, and a metal fiber filter 43b as a means for removing radioactive substances placed inside the piping member 43a. 44. The metal fiber filter 43b has a fiber diameter of 2 to 4.
A high performance stainless steel filter with a packing density of 50 to 100 kg/m3 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 the metal fiber filter depends on the filter surface speed, and the filter surface speed must be 1 m/s or less. FIG. 16 shows an embodiment having a radioactive substance removal device 43A built into a pipe that has been improved from this point of view. In this embodiment, in order to reduce the filter surface velocity to a specified range, the diameter of the piping member 43c is expanded, and the metal fiber filter 43d is placed vertically with respect to the gas flow to ensure the 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。Furthermore, the radioactive substance removal means is not limited to a metal fiber filter, but for example, a large number of baffle plates 4 for abruptly changing the flow in the piping, such as a device 43B shown in FIG.
5 may be disposed within the piping member 43a. By abruptly changing the flow using the baffle plate 45 in this way, radioactive substances with large particle diameters cannot follow the flow and collide with the baffle plate and are 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。[0028] The above is an example in which a radioactive substance removal device built into piping is used alone, and if this device alone cannot achieve sufficient radioactive substance removal performance, this device can be used as shown in Fig. 18. A pre-filter 47 may be used, and a high-performance radioactive substance removal 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 requirements of the removal device 48 in the subsequent stage. Here, as the subsequent removal device 48,
Preferably, the wet cleaner 15 using the impact type nozzle described above 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 gas is released from the dry well 4 of the containment vessel 1, that is, when gas is released from the vent line 8, the amount of radioactive material released increases. There is a possibility that the filter 47 becomes clogged. For this reason, the pressure loss before and after the prefilter 47 is monitored by the differential pressure gauge 51, and if the differential pressure becomes large, the valve 49 is closed and the valve 50 is opened to send the released gas to the bypass line 46. do. In this case, at this point, the generation of radioactive substances in the containment vessel 1 has already passed its peak and most of the radioactive substances have been removed by the pre-filter 47, so the subsequent gas is passed through the pre-filter 4.
Even if the radioactive material is sent to the high-performance radioactive substance removal device 48 without passing through the radioactive material removal device 48, it will not be a big 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５３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。Still another embodiment of the present invention is shown in FIGS. 19 and 2.
This will be explained using 0. This embodiment employs a condensed water collection device. That is, a condensed water collection device 63 that collects condensed water containing radioactive materials is installed on the upstream side of the high-performance radioactive material removal device 48 in the vent line 61. Here, as the removal device 48, preferably, the wet cleaning device 15 using the impact type nozzle described above is used. The condensed water collection device 63 includes a condensed water receiver 55 installed in the vent line, a waste liquid tank 58, and a condensed water receiver 55.
Drain piping 57 and valve 5 that communicate with waste liquid tank 58
6, and the condensed water receiver 55 is connected to the vent line 6.
A large number of baffle plates 53 are provided at the lower part of the piping member 53 that constitutes a part of the air conditioner 1, and above the condensed water receiver 55. The piping member 55a is connected to the main piping 52 through a flange 55b.
【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 collector 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 collide with the baffle plate 53, fall along the baffle plate 53, and are collected in the condensed water receiver 55. . Since the collected condensed water 54 contains a large amount of radioactive material, it is sent to the waste liquid tank 58 through the 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。[Effects of the Invention] Since the present invention is constructed as described above, the following effects are produced.
【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。(1) By adopting a new type of nozzle in a wet cleaning device used in a radioactive material removal device, there is no need to adjust the flow rate, and pressure loss at the nozzle portion can be reduced. Furthermore, since this new nozzle has a simple structure, the number of manufacturing steps can be reduced.
【００３４】（２）本発明による配管内組み込み型放射
性物質除去装置によれば、設備を簡素化することができ
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) According to the radioactive substance removal device built into piping according to the present invention, equipment can be simplified. Furthermore, since the device can be installed at any position, maintenance and inspection efficiency is improved.
【００３５】（３）本発明による凝縮水捕集装置によれ
ば、凝縮水に含まれる放射性物質の再浮游を防止するこ
とができる。(3) According to the condensed water collection device according to the present invention, it is possible to prevent radioactive substances contained in condensed water from resuspending.
【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 pressure reduction device according to an 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 one embodiment of the wet cleaning device shown in FIG. 1.
【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 of the wet cleaner shown in FIG. 2;
【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 operating principle of a conventional venturi 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 diagram illustrating the operating 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 diagram illustrating the operating principle when a collision plate is provided at the bottom of the impact type 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 the nozzle portion of the wet cleaning device shown in FIG. 7. 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。10 is a top view of the nozzle portion of the wet cleaning device shown in FIG. 9. 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 changes over time in tank water evaporation due to decay heat of radioactive materials in the wet washer.
【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 diagram illustrating the dimensions of the 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 residence time of air bubbles in tank water 24 hours after 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 pressure reduction 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。15 is an enlarged cross-sectional view of the radioactive material removal device built into a pipe shown in FIG. 14. 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 modification of the radioactive substance removal device built into piping.
【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 sectional view showing another modification of the radioactive substance removal device built into piping.
【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 diagram 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 in-pipe condensed water collection device shown in FIG. 19. FIG.
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1 Reactor containment vessels 7 to 10, 61 Vent line 15 Wet cleaner 33 Nozzle pipe 36 Nozzle small hole 43 Radioactive material removal device built into piping 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 collection device in piping
Claims (13)
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、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
を有する構成としたことを特徴とする原子炉格納容器減
圧装置。Claim 1: In a nuclear power plant, if an event occurs in which the pressure inside the reactor containment vessel exceeds the design value, the gas inside the reactor containment vessel is released to the atmosphere, and the reactor containment vessel A reactor containment vessel depressurization device for reducing the pressure of the reactor containment vessel includes at least one vent line connected to the reactor containment vessel, and a wet washer installed in this vent line to remove radioactive substances contained in the gas. A reactor containment vessel depressurization device, characterized in that the wet cleaning device has a nozzle means for removing radioactive materials by jetting gas into tank water.
置において、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。2. The reactor containment vessel depressurization system according to claim 1, wherein the nozzle means includes a plurality of horizontal nozzle pipes connected to vent line piping, and a plurality of nozzle pipes opened downward in each nozzle pipe. A reactor containment vessel depressurization device characterized by having a nozzle small hole.
置において、前記ノズル手段のノズル径が３〜３０ｍｍ
であることを特徴とする原子炉格納容器減圧装置。3. The reactor containment vessel pressure reducing device according to claim 1, wherein the nozzle diameter of the nozzle means is 3 to 30 mm.
A reactor containment vessel decompression device characterized by:
置において、前記湿式洗浄器のノズル手段から前記タン
ク水の水面までの初期深さＨが１．５ｍ以下、好ましく
は約１ｍであることを特徴とする原子炉格納容器減圧装
置。4. The reactor containment vessel depressurization system according to claim 1, wherein the initial depth H from the nozzle means of the wet washer to the water surface of the tank water is 1.5 m or less, preferably about 1 m. A reactor containment vessel depressurization device characterized by:
置において、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。5. The reactor containment vessel depressurization system according to claim 1, wherein: a diameter D of a tank container of the wet cleaning device and an initial depth H from the nozzle means to the water surface of the tank water.
A reactor containment vessel depressurization device characterized in that the ratio D/H is 3.3 or more, preferably about 6.
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、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ることを特徴と
する原子炉格納容器減圧装置。Claim 6: In a nuclear power plant, if an event occurs in which the pressure inside the reactor containment vessel exceeds the design value, the gas inside the reactor containment vessel is released to the atmosphere, and the reactor containment vessel A reactor containment vessel depressurization device for reducing the pressure of the reactor containment vessel includes at least one vent line connected to the reactor containment vessel, a piping member forming a part of this vent line, and a piping member installed within the piping member, 1. A reactor containment vessel depressurization device comprising: a radioactive material removal device built into piping having a radioactive material removal means for removing radioactive particles therein.
置において、前記放射性物質除去手段は金属繊維フィル
ターであることを特徴とする原子炉格納容器減圧装置。7. The reactor containment vessel pressure reducing apparatus according to claim 6, wherein the radioactive substance removing means is a metal fiber filter.
置において、前記放射性物質除去手段は前記ガスの流れ
を急変させる多数の邪魔板であることを特徴とする原子
炉格納容器減圧装置。8. The reactor containment vessel depressurization system according to claim 6, wherein the radioactive material removal means is a large number of baffle plates that abruptly change the flow of the gas.
置において、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。9. The reactor containment vessel depressurization system according to claim 6, which is installed on the downstream side of the in-piping type radioactive material removal device of the vent line, and by spouting gas in a jet shape into tank water. A reactor containment vessel depressurization device further comprising a wet washer having a nozzle means for removing radioactive materials.
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、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、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。Claim 10: In a nuclear power plant, if an event occurs in which the pressure inside the reactor containment vessel exceeds the design value, the gas in the reactor containment vessel is released to the atmosphere,
A reactor containment vessel depressurization device that depressurizes a reactor containment vessel includes at least one vent line connected to the reactor containment vessel, and a vent line installed in the vent line to collect condensed water containing radioactive materials. A reactor containment vessel depressurization device comprising a condensed water collection device.
圧装置において、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。11. The reactor containment vessel depressurization device according to claim 10, wherein the condensed water collection device includes a condensed water receiver provided on a piping member forming a part of the vent line, a waste liquid tank, A reactor containment vessel depressurization device characterized by having a drain pipe and a valve that connect a condensed water receiver to a waste liquid tank.
圧装置において、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。12. The reactor containment vessel depressurization device according to claim 11, wherein the condensed water collection device further includes a plurality of baffle plates located above the condensed water receiver in the piping member. Reactor containment vessel depressurization equipment.
圧装置において、前記ベントラインに設置され、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。13. The reactor containment vessel depressurization system according to claim 10, further comprising a wet cleaning device installed in the vent line and having a nozzle means for removing radioactive materials by jetting gas into the tank water. A reactor containment vessel depressurization device, further comprising:
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3117453A JP2971614B2 (en) | 1991-05-22 | 1991-05-22 | Reactor containment vessel decompression device |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3117453A JP2971614B2 (en) | 1991-05-22 | 1991-05-22 | Reactor containment vessel decompression device |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04344495A true JPH04344495A (en) | 1992-12-01 |
| JP2971614B2 JP2971614B2 (en) | 1999-11-08 |
Family
ID=14712036
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3117453A Expired - Fee Related JP2971614B2 (en) | 1991-05-22 | 1991-05-22 | Reactor containment vessel decompression device |
Country Status (1)
| Country | Link |
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