WO2018139208A1 - 原子力発電プラント - Google Patents

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WO2018139208A1
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reactor containment
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nuclear power
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宗平 福井
隆久 松崎
和明 木藤
佳彦 石井
政隆 日高
智彦 池側
克紀 浜田
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日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社
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    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to a nuclear power plant equipped with a reactor containment vent system.
  • a filter vent device for removing radioactive substances from a vent gas
  • a tank containing water vent gas is supplied into the water of the tank.
  • a metal filter and an iodine filter are provided at the outlet for discharging the vent gas from the pipe leading to the tank.
  • the vent gas is scrubbed by being released into the water in the tank to remove particulate radioactive materials.
  • particulate radioactive materials that could not be removed by scrubbing with the metal filter are further removed.
  • gaseous radioactive substances such as iodine are removed by chemical reaction and adsorption.
  • a pipe is connected to the reactor containment vessel, a radioactive substance separation device and a radioactive substance sealing device are provided outside the reactor containment vessel, and radioactive rare gases with poor reactivity such as xenon and krypton are provided from the vent gas.
  • a containment vessel vent system has also been proposed that separates and encloses it.
  • the reactor containment vessel vent system for the purpose of removing the radioactive noble gas needs to include a radioactive substance separation device and a radioactive substance sealing device as disclosed in Patent Document 2.
  • a large number of enclosures or large enclosures are required to separate all radioactive substances and enclose the separated radioactive substances for each element type or form of radioactive substance.
  • the radioactive material separation device is installed outside the reactor containment vessel, even if the separation membrane housed inside the radioactive material separation device can permeate the vapor, gas containing rare gas that does not permeate near the separation membrane is retained.
  • the above permeation performance cannot be maintained, the steam in the reactor containment vessel cannot be continuously discharged out of the system, and the pressure in the reactor containment vessel cannot be continuously reduced.
  • a return pipe into the containment vessel that constantly circulates the vented gas a device such as a pump that transports the vent gas, and a power source for using the device such as a pump. It is necessary to secure.
  • An object of the present invention is to provide a reactor containment vent system having a structure capable of continuously reducing the pressure of the reactor containment.
  • the present invention provides a reactor containment vessel containing a reactor pressure vessel, and a radioactive vessel that is disposed inside the reactor containment vessel and does not transmit radioactive noble gases but transmits steam.
  • the present invention even when a gas containing a radioactive substance flows out from the reactor pressure vessel into the containment vessel and the reactor containment vessel is pressurized, use an external power source. Therefore, it is possible to prevent pressurization of the reactor containment vessel and prevent leakage of radioactive materials to the surrounding environment.
  • FIG. 1 is a configuration diagram of a reactor containment vessel vent system according to Embodiment 1.
  • FIG. It is a block diagram of the reactor containment vessel vent system which concerns on Example 2.
  • FIG. It is a block diagram of the reactor containment vessel vent system which concerns on Example 3.
  • FIG. It is a block diagram of the reactor containment vessel vent system which concerns on Example 4.
  • FIG. It is a block diagram of the reactor containment vessel vent system which concerns on Example 5.
  • FIG. It is a block diagram of the reactor containment vessel vent system which concerns on Example 6.
  • FIG. It is a block diagram of the reactor containment vessel vent system which concerns on Example 7.
  • Example 8 FIG. It is a block diagram of the reactor containment vessel vent system which concerns on Example 9.
  • FIG. It is a block diagram of the reactor containment vessel vent system which concerns on Example 2.
  • FIG. 1 is a schematic diagram of a radioactive substance separation device according to Example 1.
  • FIG. 1 is a schematic diagram of a radioactive substance separation device according to Example 1.
  • FIG. 1 is a schematic diagram of a radioactive substance separation device according to Example 1.
  • FIG. 1 is a schematic diagram of a radioactive substance separation device according to Example 1.
  • One of the functions of the containment vessel provided in the nuclear power plant is that radioactive materials should be used in the event that the core placed in the reactor pressure vessel melts (hereinafter referred to as a severe accident). Is to be contained in the reactor containment vessel to prevent leakage to the outside. Even in the event of a severe accident, the accident will converge if sufficient water injection is performed thereafter and the reactor containment vessel is cooled. However, if steam generation continues and the reactor containment is not sufficiently cooled, the reactor containment may be pressurized. When the reactor containment vessel is pressurized, the gas in the reactor containment vessel may be released into the atmosphere in a controlled state, and the reactor containment vessel may be depressurized. This operation is called a vent operation. When performing this operation, in order to minimize exposure to the public in boiling water reactors, remove radioactive materials with pool water from the suppression pool, and then remove the gas in the reactor containment vessel (hereinafter referred to as vent gas). Release into the atmosphere.
  • vent gas When performing this operation, in order to minimize
  • the radioactive material is sufficiently removed by the pool water in the suppression pool, and then vent gas is released into the atmosphere.
  • the reactor is stored in the reactor as a system that further removes radioactive material from this vent gas. There is a container vent system.
  • FIG. 1 is a longitudinal sectional view showing a schematic configuration of a first embodiment of a reactor containment vessel and a reactor containment vessel vent system. The inside of the broken line in the figure is the reactor containment vessel vent system of the first embodiment.
  • the first embodiment of the containment vessel vent system reduces the pressure in the containment vessel in the event of a severe accident such as damage to the reactor pressure vessel, and removes radioactive materials as much as possible when the pressure is reduced. It is.
  • the reactor containment vent system shown in FIG. 1 is an example applied to an improved boiling water reactor and has the following system configuration.
  • a reactor pressure vessel 3 containing a reactor core 2 is installed in the reactor containment vessel 1.
  • the reactor pressure vessel 3 is connected to a main steam pipe 4 that sends steam generated in the reactor pressure vessel 3 to a turbine (not shown).
  • the inside of the reactor containment vessel 1 is divided into a dry well 6 and a wet well 7 by a diaphragm floor 5 made of reinforced concrete.
  • the wet well 7 refers to an area in which pool water is stored. This pool in the wet well 7 is called a suppression pool 8.
  • the dry well 6 and the wet well 7 are connected to each other by a vent pipe 9, and the vent pipe exhaust portion 9 a is opened below the water surface of the suppression pool 8 in the wet well 7.
  • a steam relief safety valve 10 is installed in the region of the dry well 6 in the reactor containment vessel 1.
  • the steam released through the steam relief safety valve 10 is finally discharged from the quencher 12 into the suppression pool 8 through the steam relief safety valve exhaust pipe 11 and condensed by the pool water of the suppression pool 8.
  • the volume of the steam is greatly reduced, and the pressure increase in the reactor containment vessel 1 can be suppressed.
  • the radioactive material is contained in the vapor, most of the radioactive material is removed by the scrubbing effect of the suppression pool 8 water.
  • the pressure in the reactor containment vessel 1 increases, even though this possibility is much less likely, if this spray does not work either.
  • the pressure increase in the reactor containment vessel 1 can be suppressed by releasing the gas in the reactor containment vessel 1 to the outside. This operation is called a vent operation.
  • a vent operation In a boiling water reactor, by performing this venting operation by releasing the gas in the wet well 7, it is possible to remove the radioactive material to the maximum with the water in the suppression pool 8 and then release the gas to the outside. it can.
  • the above operation removes most of the radioactive material, and the released gas from which the radioactive material has been removed is emitted from the exhaust tower 13.
  • the radioactive noble gas since the radioactive noble gas has poor reactivity, it cannot be removed by the vent system from the wet well 7. For this reason, the current vent operation must be performed after the radioactive noble gas has decayed, and therefore cannot be performed for a relatively short time after the reactor scram.
  • the radioactive substance separation device 14 is installed inside the reactor containment vessel 1 and the radioactive substance separation device 14 confines the radioactive noble gas, and the radioactive substance separation device.
  • the vent pipe 15 connected to the radioactive substance separation device 14 is located in the dry well 6 and the wet well 7 of the reactor containment vessel 1, and an isolation valve 16 is disposed in the vent pipe 15.
  • the isolation valve 16 may be an air operated valve, a burst valve, or a manually operable valve that can be opened and closed without using a power source.
  • the venting operation is usually performed by opening the isolation valve 16a on the wet well 7 side.
  • the vent pipe 15 finally exhausts gas from the exhaust tower 13 to the outside. It is also possible to remove the radioactive substance by the radioactive substance separation device 14 and open the vapor to the outside by opening the isolation valve 16b on the dry well 6 side.
  • the radioactive substance separation device 14 can remove radioactive noble gas at any position on the outside of the reactor containment vessel 1 or on the vent pipe, but by placing it inside the reactor containment vessel 1, the radioactive substance separation device 14 A pump for returning the radioactive noble gas removed by the separation membrane 14 to the reactor containment vessel 1 again or a sealed container for enclosing the radioactive noble gas is not required, and the structure is simpler. Furthermore, although the possibility is very low, even if the vent pipe 15 connected to the reactor containment vessel 1 is broken, the gas flowing through the vent pipe 15 is only a non-radioactive substance, so that the operator's exposure is not limited. It can be kept low.
  • the radioactive substance separation device 14 By placing the radioactive substance separation device 14 inside the containment vessel 1 in this way, (1) aerosol-like radioactive substance, (2) noble gas, (5) nitrogen is kept inside the containment vessel 1, Only (3) water vapor and (4) hydrogen can be discharged from the vent pipe 15 to the exhaust tower 13.
  • the radioactive substance separation device that is disposed inside the reactor containment vessel and does not transmit the radioactive noble gas and transmits the vapor, the radioactive substance is transferred from the reactor pressure vessel to the reactor containment vessel.
  • the contained gas flows out and the reactor containment vessel is pressurized, there is no need to use a pump to return the radioactive noble gas to the reactor containment vessel 1 again. For this reason, it is possible to prevent pressurization of the reactor containment vessel without using an external power source and to prevent the radioactive material from leaking into the surrounding environment.
  • the radioactive substance separation device 14 needs to transmit vapor.
  • hydrogen that may be generated when the core 2 is melted can pass therethrough.
  • Water vapor and hydrogen to be transmitted have a small molecular diameter of 0.3 nm or less, and radioactive noble gases (mainly krypton and xenon) that are not transmitted are considerably larger than that. Therefore, in order to selectively permeate vapor and hydrogen having a small molecular diameter, it is conceivable to use a membrane that can be separated by molecular sieving. In the case of a boiling water reactor, the gas in the reactor containment vessel 1 is replaced with nitrogen.
  • Membranes that can be separated by molecular sieves such as polymer membranes based on polyimide, ceramic membranes based on silicon nitride, graphene oxide membranes based on carbon, etc. Is desirable. These separation membranes are generally used in filters used for hydrogen purification. In addition, as long as the film does not transmit krypton or xenon but transmits hydrogen and water vapor, they may be used. For example, a separation membrane that allows hydrogen, water vapor, oxygen, and nitrogen to permeate may be used, such as a nitrogen separation membrane that transmits hydrogen, water vapor, and oxygen and does not permeate nitrogen.
  • FIG. 11 As the shape of the separation membrane 40, there are a plate shape as shown in FIG. 11, a tube shape and a hollow fiber shape as shown in FIGS.
  • the internal space of the radioactive substance separation device 14 is partitioned by a separation membrane 40 arranged parallel to the flow direction of the fluid flowing through the inside, and the fluid in the reactor containment vessel 1 is radioactive. It flows in from the bottom of the material separator 14 and flows to the top. Further, a part of the space partitioned by the separation membrane 40 is closed by the closing plate 43.
  • the internal space of the radioactive substance separation device 14 is partitioned by a tube-shaped separation membrane 40 arranged in parallel to the flow direction of the fluid flowing through the inside.
  • the fluid flows from the bottom of the tubular separation membrane 40 and flows upward.
  • aerosol-like radioactive material (2) radioactive noble gas, (6) nitrogen or (5) oxygen cannot permeate the separation membrane 40, so the reactor is stored from the top of the separation membrane 40. Returned to container 1.
  • (3) water vapor, (4) hydrogen or (5) oxygen permeates through the separation membrane 40 and is collected at one place and travels to the vent pipe 15.
  • a hollow fiber-shaped separation membrane 40 is arranged perpendicular to the flow direction of the fluid flowing inside, so that the fluid in the reactor containment vessel 1 Enters from the bottom of the radioactive material separator 14 and flows to the top.
  • aerosol-like radioactive substance (2) radioactive noble gas, (6) nitrogen or (5) oxygen cannot permeate the separation membrane 40. Returned to the furnace containment vessel 1.
  • water vapor, (4) hydrogen or (5) oxygen permeates the separation membrane 40 and enters the hollow fiber, is collected at one place, and heads to the vent pipe 15.
  • the separation membrane 40 has a structure in which the upstream space 41 and the downstream space 42 are completely partitioned, and the amount of the separation membrane 40 may be determined according to the amount of gas to be released.
  • the upstream space 41 is a space exposed to the gas in the reactor containment vessel 1, and only water vapor or hydrogen generated at the time of the accident can be released to the downstream space 42 through the separation membrane 40.
  • the gas in the upstream space 41 shown in FIGS. 11, 12, and 13 does not affect the separation performance of the separation membrane 40 regardless of whether the gas flows from the bottom to the top or from the top to the bottom.
  • the downstream space 42 is connected to the vent pipe 15 and is configured to release the released water vapor and hydrogen.
  • FIG. 2 is a longitudinal sectional view showing a schematic configuration of the second embodiment of the reactor containment vessel including the reactor containment vessel and the reactor containment vessel vent system.
  • the inside of the broken line in the figure is the reactor containment vessel vent system of the second embodiment.
  • the arrangement of the radioactive substance separation device 14 is the same as that of the first embodiment, and only the difference from the first embodiment will be described here.
  • Example 2 is an example in which a general filter vent device 17 is provided downstream of the radioactive material separation device 14 in case the separation membrane 40 inside the radioactive material separation device 14 is broken.
  • the vent pipe 15 is connected to the dry well 6 and the wet well 7 of the reactor containment vessel 1, and an isolation valve 16 is disposed in the vent pipe 15.
  • the vent pipe 15 is connected to the inlet pipe 18 of the filter vent device 17.
  • the distal end side of the inlet pipe 18 opens into the filter vent device 17.
  • a scrubbing pool water 19 is stored on the lower side in the filter vent device 17.
  • a metal mesh-like metal filter 20 and an iodine filter 21 are installed on the upper side of the filter vent device 17.
  • One end of the outlet pipe 22 of the filter vent device 17 is connected to the element filter 21.
  • the other end of the outlet pipe 22 passes through the shielding wall 23 and is led out of the shielding wall 23.
  • the gas is discharged from the exhaust tower 13 to the outside.
  • the filter vent device 17 is mainly used as a function of condensing the steam discharged from the reactor containment vessel 1 with the scrubbing pool water 19. .
  • the released gas that has entered the filter vent device 17 is scrubbed by the scrubbing pool water 19 so that most of the particulate radioactive material is mainly removed.
  • particulate radioactive material that could not be removed by scrubbing with the metal filter 20 can be removed, and gaseous radioactive material such as iodine can be removed with the iodine filter 21. This can reduce the risk of radioactive material being released into the environment and improve the reliability of the reactor containment vent system.
  • FIG. 3 is a longitudinal sectional view showing a schematic configuration of a third embodiment of a reactor containment vessel including a reactor containment vessel and a reactor containment vessel vent system.
  • the inside of the broken line in the figure is the reactor containment vessel vent system of the third embodiment.
  • the configuration of the filter vent device 17 is changed from the second embodiment, and only the difference will be described.
  • the filter vent device 17 generally includes wet and dry filter vent devices, and the wet vent device removes particles with the scrubbing pool water 19 in the container as in the second embodiment.
  • the filter vent device 17 according to the third embodiment is provided with a baffle plate 25 at the top, and a sand filter 24 for radioactive material removal is spread in the filter vent device 17 and the radioactive material is removed by the sand filter. It is.
  • This is a dry-type vent device, and it is not necessary to manage the water quality of the scrubbing pool water 19 as compared with the wet type, but it is necessary to heat this device in the event of an accident. Since the radioactive noble gas cannot be removed even with the filter vent device 17, the radioactive substance separation device 14 of the present invention is necessary, and the configuration thereof is the same as that of the second embodiment.
  • FIG. 4 is a longitudinal sectional view showing a schematic configuration of a fourth embodiment of a reactor containment vessel including a reactor containment vessel and a reactor containment vessel vent system.
  • the inside of the broken line in the figure is the reactor containment vent system of the fourth embodiment.
  • Example 4 it changes based on Example 2 and 3, and only the difference is demonstrated.
  • the radioactive substance separation device 14 is bypassed in the reactor containment vessel filter vent system of the second and third embodiments, and the bypass pipe 26 connected to the downstream portion of the radioactive substance separation device 14 is installed. Furthermore, by installing a rupture disc 27 that opens the valve when the pressure exceeds a certain level in the upstream portion of the bypass pipe 26, the separation membrane 40 inside the radioactive substance separation device 14 can be seen. When clogging occurs and the pressure in the reactor containment vessel 1 rises, the reactor containment vessel 1 can be depressurized by opening the rupture disk 27.
  • the rupture disk 27 may be a blast valve or another valve. Further, this function may be replaced by making the structure to be broken at a certain pressure or higher by the radioactive substance separation device 14 itself.
  • FIG. 5 is a longitudinal sectional view showing a schematic configuration of a fifth embodiment of a reactor containment vessel including a reactor containment vessel and a reactor containment vessel vent system.
  • the inside of the broken line in the figure is the reactor containment vessel vent system of the fifth embodiment.
  • the arrangement of the radioactive substance separation device 14 is the same as that of the first embodiment, and only the difference from the first embodiment will be described here.
  • the gas in the containment vessel 1 contains particulate radioactive material.
  • a particle collecting device 28 is installed at the entrance of the radioactive substance separating device 14 to collect particles as large as possible. With this mechanism, clogging due to adsorption of particles to the separation membrane 40 can be prevented, and deterioration of the separation membrane 40 due to exposure to strong radiation can be prevented.
  • a fibrous metal filter, hepa filter, adsorbent, or the like is effective for the particle collecting device 28, a fibrous metal filter, hepa filter, adsorbent, or the like is effective.
  • FIG. 6 is a longitudinal sectional view showing a schematic configuration of a sixth embodiment of a reactor containment vessel including a reactor containment vessel and a reactor containment vessel vent system.
  • the inside of the broken line in the figure is the reactor containment vessel vent system of the sixth embodiment.
  • the arrangement of the radioactive substance separation device 14 is the same as that of the first embodiment, and only the difference from the first embodiment will be described here.
  • the gas in the reactor containment vessel 1 contains gaseous iodine.
  • An iodine collection device 29 is installed at the inlet of the radioactive substance separation device 14 to collect as much gaseous iodine as possible. By this mechanism, the highly reactive gaseous iodine can be prevented from being deteriorated by physical adsorption and chemical adsorption on the separation membrane 40.
  • zeolite, silver silica gel, silver alumina, KI 3 adsorbed charcoal, etc. with silver impregnated are effective.
  • FIG. 7 is a longitudinal sectional view showing a schematic configuration of a seventh embodiment of a reactor containment vessel including a reactor containment vessel and a reactor containment vessel vent system.
  • the inside of the broken line in the figure is the reactor containment vessel vent system of the seventh embodiment.
  • the arrangement of the radioactive substance separation device 14 is the same as that in the first embodiment, and only the difference from the first embodiment will be described here.
  • the gas in the reactor containment vessel 1 is replaced with nitrogen, but at the time of the accident, 3% or less oxygen is present due to radiolysis of water.
  • a hydrogen recombination device 30 is installed at the entrance of the radioactive substance separation device 14, and hydrogen and oxygen in the reactor containment vessel 1 are combined to form water, thereby generating an exothermic reaction.
  • the gas heated by this exothermic reaction passes through the inside of the radioactive substance separation device 14, whereby the temperature of the separation membrane 40 can be kept high.
  • the higher the temperature of the separation membrane the higher the gas diffusion rate and the higher the separation rate. With this mechanism, the gas release rate by the separation membrane can be maintained high, and the reactor containment vessel 1 can be depressurized more quickly. Further, as a secondary effect of heating, an upward air flow is generated in the upstream space 41 of the separation membrane 40, so that impurities such as radioactive noble gas in the vicinity of the separation membrane 40 can be prevented.
  • the hydrogen recombination device 30 can directly increase the temperature of the separation membrane 40 by heating the gas as described above, and the radioactive material can be obtained by installing the hydrogen recombination device 30 on the outer periphery of the radioactive material separation device 14. It is also possible to heat the separation membrane 40 by raising the temperature of the separation device 14 itself.
  • the hydrogen recombination apparatus 30 is a catalyst in which palladium or platinum is impregnated on a support made of a mixed oxide such as cerium oxide and zirconium oxide. Alternatively, metal oxide catalysts containing metals such as lithium, sodium, magnesium, calcium, iron, nickel, copper, strontium, silver, and cerium are effective.
  • an igniter is installed in the reactor containment vessel 1 as a countermeasure for hydrogen treatment.
  • this igniter is installed at the inlet or the outer periphery of the radioactive substance separator 14, the reaction heat due to hydrogen recombination is obtained.
  • the separation membrane 40 can be heated using
  • FIG. 8 is a longitudinal sectional view showing a schematic configuration of an eighth embodiment of a reactor containment vessel including a reactor containment vessel and a reactor containment vessel vent system.
  • the inside of the broken line in the figure is the reactor containment vessel vent system of the eighth embodiment.
  • the arrangement configuration of the radioactive substance separation device 14 is the same as that of Example 1, and only the difference from Example 1 will be described here.
  • water vapor and hydrogen can be selectively separated and released to the vent pipe 15.
  • the concentration of water vapor or hydrogen in the upstream space 41 of the radioactive substance separator 14 is reduced and the concentration of nitrogen or oxygen as the main component of the reactor containment vessel 1 is reduced.
  • the difference in fluid density due to the increase in the nitrogen or oxygen concentration becomes a driving force that generates a descending airflow, so that the retention of impurities such as radioactive noble gas in the vicinity of the separation membrane 40 can be prevented.
  • FIG. 9 is a longitudinal sectional view showing a schematic configuration of a ninth embodiment of a reactor containment vessel including a reactor containment vessel and a reactor containment vessel vent system.
  • the inside of the broken line in the figure is the reactor containment vessel vent system of the ninth embodiment.
  • Example 9 is an example in which the reactor containment vessel filter vent system of Example 1 is applied to a pressurized water reactor.
  • the primary cooling water is pressurized by the pressurizer 32 in the reactor pressure vessel, circulated by the recirculation pump 34, and transported to the steam generator 33 (primary side).
  • the steam generator 33 heat is exchanged by the heat transfer pipe, and heat is transported from the primary side to the secondary side to generate steam, and the steam flows through the main steam pipe 4.
  • the pressurized water reactor does not have the wet well 7 and the suppression pool 8 for suppressing the pressure rise in the reactor containment vessel 1, removal of radioactive materials by scrubbing with the suppression pool 8 cannot be expected. Therefore, by opening the isolation valve 16 of the dry well 6, the radioactive substance is removed by the radioactive substance separator 14 and the vapor is discharged to the outside.
  • Example 1 The same as Example 1 except that there is no vent from the wet well 7 side.
  • a wet filter vent device 17, a dry filter vent device 17, a rupture disk 27, a particle collection device 28, an iodine collection device 29, a hydrogen recombination device 30, and a chimney 31 are used. It doesn't matter.
  • FIG. 10 is a longitudinal sectional view showing a schematic configuration of a tenth embodiment of a reactor containment vessel including a reactor containment vessel and a reactor containment vessel vent system.
  • the inside of the broken line in the figure is the reactor containment vessel vent system of the tenth embodiment.
  • Example 10 has a secondary reactor containment vessel 36 containing a primary reactor containment vessel 35 as a reactor containment vessel.
  • the secondary reactor containment vessel 36 communicates with the dry well 6 and the wet well 7 inside the primary reactor containment vessel 35 through the vent pipe 15 and the isolation valve 16.
  • the gas vented from the primary reactor containment vessel 35 flows into the vent pipe 15 via the radioactive substance separation device 14 installed in the primary reactor containment vessel 35 and is released into the secondary reactor containment vessel 36.
  • the radioactive substance separation device 14 can prevent the radioactive substance from being transferred to the secondary reactor containment vessel 36.
  • the separation membrane 40 inside the radioactive substance separation device 14 is broken and the radioactive substance is released through the vent pipe 15 by any chance.
  • the radioactive substance can be confined in the secondary reactor containment vessel 36.
  • efficient hydrogen treatment can be performed by installing the hydrogen recombination apparatus 30 in the vicinity of the outlet of the vent pipe 15 having a high hydrogen concentration.
  • Other configurations are the same as those in the first embodiment.
  • the radioactive substance separation device 14 may be provided inside the secondary reactor containment vessel 36, and the radioactive substance separation device 14 may be configured such that the exhaust tower 13 is installed outside the secondary reactor containment vessel 36 via the vent pipe 15.
  • the filter vent device 17 according to the second and third embodiments may be provided inside the secondary reactor containment vessel 36, and the outlet pipe 22 may be communicated with the inside of the secondary reactor containment vessel 36 instead of the exhaust tower 13.
  • the filter vent device 17 may be installed outside the secondary reactor containment vessel 36 and vented from the secondary reactor containment vessel 36 through the filter vent device 17 to the outside.
  • SYMBOLS 1 ... Reactor containment vessel, 2 ... Core, 3 ... Reactor pressure vessel, 4 ... Main steam pipe, 5 ... Diaphragm floor, 6 ... Dry well, 7 ... Wet well, 7a ... Wet well gas phase part, 8 ... Suppression Pool, 9 ... Vent pipe, 9a ... Vent pipe exhaust part, 10 ... Steam relief safety valve, 11 ... Steam relief safety valve exhaust pipe, 12 ... Quencher, 13 ... Exhaust tower, 14 ... Radioactive substance separator, 15 ... Vent pipe, 16 ... Isolation valve, 16a ... Wet well side isolation valve, 16b ... Dry well side isolation valve, 17 ... Filter vent device, 18 ...
  • Inlet piping 19 ... Pool water for scrubbing, 20 ... Metal filter, 21 ... Iodine filter, 22 ... Exit piping, 23 ... Shielding wall, 24 ... Sand filter for removing radioactive substances, 25 ... Baffle plate, 26 ... Bypass pipe, 27 ... Rupture disk, 28 ... Particle collection 29 ... Iodine collector, 30 ... Hydrogen recombination device, 31 ... Chimney, 32 ... Pressurizer, 33 ... Steam generator, 34 ... Recirculation pump, 35 ... Primary reactor containment vessel, 36 ... Secondary Primary containment vessel, 40 ... separation membrane, 41 ... upstream space, 42 ... downstream space, 43 ... closing plate

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Abstract

本発明は、上記の課題を考慮し、封入容器や電源を使用せずとも格納容器外部に放射性希ガスを放出することなく、継続的に原子炉格納容器内の蒸気を系外に放出し、原子炉格納容器の圧力を継続的に減圧できる構造を持つ原子炉格納容器ベントシステムを提供することを目的とする。　上記目的を達成するために、本発明は、原子炉圧力容器を内包する原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器の内部に配置された、放射性希ガスを透過せず、蒸気を透過する放射性物質分離装置と、前記放射性物質分離装置に接続されたベント配管と、前記ベント配管に接続され、放射性物質が除去されたガスを外部に放出する排気塔を備えることを特徴とする。

Description

原子力発電プラント
　本発明は原子炉格納容器ベントシステムを備えた原子力発電プラントに関する。
　特許文献１に記載の一般的な原子炉格納容器ベントシステム（以下、フィルタベント装置）では、ベントガスから放射性物質を除去するためのフィルタベント装置として、水を内包するタンク、タンクの水中にベントガスを導く配管、およびタンクからベントガスを排出する出口に金属フィルタやよう素フィルタを備えている。ベントガスは、タンク内の水中に放出されることによりスクラビングされて、粒子状放射性物質が除去される。また、金属フィルタではスクラビングで除去しきれなかった粒子状放射性物質がさらに除去される。よう素フィルタでは化学反応および吸着によって、よう素などのガス状放射性物質が除去される。
　さらに特許文献２のように、原子炉格納容器に配管を接続し、原子炉格納容器外部に放射性物質分離装置や放射性物質封入装置を設け、ベントガスからキセノンやクリプトンなど反応性の乏しい放射性希ガスを分離し封入する原子炉格納容器ベントシステムも提案されている。
特開２０１４－４４１１８号公報 特表２０１５－５０８５０２号公報
　放射性希ガスの除去までを目的とした原子炉格納容器ベントシステムは、特許文献２のように放射性物質分離装置や放射性物質封入装置を備える必要がある。全ての放射性物質を分離し、分離した放射性物質を元素種類または放射性物質の形態ごとに封入するには多数の封入容器または大型の封入容器が必要となる。また、放射性物質分離装置を原子炉格納容器外部に設置する場合は、放射性物質分離装置内部に収納された分離膜が蒸気を透過できるとしても、分離膜近辺に透過しない希ガスを含む気体が滞留し、上記の透過性能を維持できず、原子炉格納容器内の蒸気を継続的に系外に排出できず、原子炉格納容器の圧力を継続的に下げることができない。そのため分離膜近辺での不純物の滞留を防止するためにはベントしたガスを常時循環させる格納容器内への戻し配管、ベントガスを輸送するポンプなどの装置およびポンプなどの装置を使用するための電源を確保する必要がある。
　そこで本発明は、上記の課題を考慮し、封入容器や電源を使用せずとも格納容器外部に放射性希ガスを放出することなく、継続的に原子炉格納容器内の蒸気を系外に放出し、原子炉格納容器の圧力を継続的に減圧できる構造を持つ原子炉格納容器ベントシステムを提供することを目的とする。
　上記目的を達成するために、本発明は、原子炉圧力容器を内包する原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器の内部に配置された、放射性希ガスを透過せず、蒸気を透過する放射性物質分離装置と、前記放射性物質分離装置に接続されたベント配管と、前記ベント配管に接続され、放射性物質が除去されたガスを外部に放出する排気塔を備えることを特徴とする。
　本発明によれば、原子炉圧力容器から原子炉格納容器内に放射性物質を含む気体が流出し、原子炉格納容器が加圧された事態が万一発生した場合においても、外部電源を使用せずに原子炉格納容器の加圧を防止すると共に、周辺環境に放射性物質が漏洩することを防止することができる。
実施例１に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成図である。 実施例２に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成図である。 実施例３に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成図である。 実施例４に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成図である。 実施例５に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成図である。 実施例６に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成図である。 実施例７に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成図である。 実施例８に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成図である。 実施例９に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成図である。 実施例１０に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成図である。 実施例１に係る放射性物質分離装置の模式図である。 実施例１に係る放射性物質分離装置の模式図である。 実施例１に係る放射性物質分離装置の模式図である。
　原子力発電プラントに備えられた原子炉格納容器の機能の一つは、原子炉圧力容器内に配置された炉心が万一溶融するような事態（以下、過酷事故）が発生しても、放射性物質を原子炉格納容器内に閉じ込め、外部への漏出を防ぐことである。過酷事故が発生した場合においても、その後に十分な注水が行われ、かつ原子炉格納容器が冷却されれば、事故は収束する。しかし万が一蒸気の生成が継続し、原子炉格納容器の冷却が不十分な場合、原子炉格納容器が加圧される可能性がある。原子炉格納容器が加圧された場合には、原子炉格納容器内の気体を管理された状態で大気中に放出し、原子炉格納容器を減圧する場合がある。この操作をベント操作と呼ぶ。この操作を行う場合は、沸騰水型原子炉では公衆の被ばくが最小限となるように、サプレッションプールのプール水によって放射性物質を除去した上で原子炉格納容器内の気体（以下、ベントガス）を大気中に放出する。
　沸騰水型原子炉では前述のようにサプレッションプールのプール水により十分に放射性物質を除去した上で、ベントガスを大気中に放出しているが、このベントガスからさらに放射性物質を取り除くシステムとして原子炉格納容器ベントシステムがある。
　本発明に係る原子炉格納容器ベントシステムの実施形態の詳細を以下に説明する。
　前記目的を達成するために好適な実施例の一つである実施例１の原子炉格納容器ベントシステムを備えた原子力発電プラントについて図１を用いて説明する。図１は原子炉格納容器および原子炉格納容器ベントシステムの第１の実施形態の概略構成を示す縦断面図である。図中破線囲み内が実施例１の原子炉格納容器ベントシステムである。
　原子炉格納容器ベントシステムの第１の実施形態は、原子炉圧力容器が破損するなどの過酷事故時において、原子炉格納容器内の圧力を減少させ、またその減圧時に放射性物質を極力除去するものである。
　図１に示す原子炉格納容器ベントシステムは、改良型沸騰水型原子炉に適用した例であり、以下のようなシステム構成を持っている。原子炉格納容器１内に、炉心２を内包する原子炉圧力容器３が設置されている。原子炉圧力容器３には、原子炉圧力容器３内で発生した蒸気をタービン（図示せず）に送る主蒸気管４が接続されている。
　原子炉格納容器１内部は、鉄筋コンクリート製のダイヤフラムフロア５によってドライウェル６とウェットウェル７に区画されている。ウェットウェル７は、内部にプール水を貯めている領域のことを言う。このウェットウェル７内のプールのことをサプレッションプール８と呼ぶ。ドライウェル６とウェットウェル７は、ベント管９によって相互に連通されており、ベント管排気部９ａは、ウェットウェル７内のサプレッションプール８の水面下に開口している。万が一配管類の一部が損傷し、原子炉格納容器１内に蒸気が放出される配管破断事故（一般的にＬＯＣＡの名称で知られ、配管が通るドライウェル６で発生する）が発生した場合、ドライウェル６の圧力が破断口から流出する蒸気により上昇する。その際、ドライウェル６内に放出された蒸気は、ドライウェル６とウェットウェル７の圧力差により、ベント管９を通ってウェットウェル７内のサプレッションプール８水中に導かれる。サプレッションプール８の水で蒸気を凝縮することで原子炉格納容器１内の圧力上昇を抑制する。この際に蒸気内に放射性物質が含まれていた場合、サプレッションプール８水のスクラビング効果により大半の放射性物質が除去される。
　前述したとおり、ドライウェル６で配管破断事故が発生した場合、破断口から流出する蒸気はベント管９を通ってサプレッションプール８で凝縮される。同様に原子炉圧力容器３や主蒸気管４の圧力が高くなった場合も、蒸気をサプレッションプール８に放出し、原子炉圧力容器３や主蒸気管４の圧力を下げる。またそれと共に、放出した蒸気をサプレッションプール８で凝縮することで原子炉格納容器１の圧力上昇を緩和する。そのための装置としてＡＢＷＲでは、原子炉格納容器１内のドライウェル６の領域に蒸気逃し安全弁１０が設置されている。蒸気逃し安全弁１０を通して放出された蒸気は、蒸気逃し安全弁排気管１１を通って、最終的にクエンチャ１２からサプレッションプール８内に放出され、サプレッションプール８のプール水により凝縮される。蒸気をサプレッションプール８で凝縮して液体の水にすることで、蒸気の体積が大幅に減少し、原子炉格納容器１の圧力上昇を抑制することができる。またその際に蒸気に放射性物質が含まれている場合、サプレッションプール８水のスクラビング効果により大半の放射性物質が除去される。
　サプレッションプール８で蒸気を凝縮し、サプレッションプール８内のプール水を残留熱除去系（図示せず）で冷却することで、原子炉格納容器１の温度上昇と圧力上昇を防止し、事故を収束させることができる。しかし非常に低い可能性ではあるが、残留熱除去系が機能を喪失した場合、サプレッションプール８のプール水の温度が上昇する。プール水の温度が上昇するに伴い、原子炉格納容器１内の蒸気の分圧はプール水の温度の飽和蒸気圧まで上昇するため、原子炉格納容器１の圧力が上昇する。このような圧力上昇が起きた場合、原子炉格納容器１内に冷却水をスプレイすることで圧力上昇を抑えることができる。またこのスプレイは外部から消防ポンプなどを接続して作動させることも可能である。しかし、さらに非常に低い可能性ではあるが、このスプレイも作動しない場合、原子炉格納容器１の圧力は上昇する。このような原子炉格納容器１の圧力上昇が起きた場合、原子炉格納容器１内の気体を外部に放出することで原子炉格納容器１の圧力上昇を抑えることができる。この操作のことをベント操作と呼ぶ。沸騰水型原子炉では、このベント操作をウェットウェル７内の気体を放出することにより行うことで、サプレッションプール８の水で最大限放射性物質を除去した上で、外部へ気体を放出することができる。
　上記の操作でほとんどの放射性物質は除去され、放射性物質が除去された放出ガスは排気塔１３から放出される。しかし、放射性希ガスは反応性が乏しいため、ウェットウェル7からのベントシステムでは除去できない。そのため現行のベント操作は、この放射性希ガスが減衰するまで待ってから行う必要があるため、原子炉スクラム後から比較的短い時間の間は行うことができない。
　そこで実施例１に関わる原子炉格納容器ベントシステムは、原子炉格納容器1の内部に放射性物質分離装置１４を設置し、この放射性物質分離装置１４で放射性希ガスを閉じ込めると共に、この放射性物質分離装置１４に蒸気を透過することができる分離膜を用いることで蒸気を外部に放出し、原子炉格納容器１の圧力を下げることができる。放射性物質分離装置１４に接続されたベント配管１５は、原子炉格納容器１のドライウェル６とウェットウェル７に位置しており、このベント配管１５には隔離弁１６が配設されている。隔離弁１６は電源が使用せずとも開閉可能な空気作動弁や破裂弁、手動操作可能な弁としても構わない。ベント操作は通常はウェットウェル７側の隔離弁１６aを開くことで行う。このベント配管１５は、最終的に排気塔１３から外部に気体を排出する。なおドライウェル６側の隔離弁１６bを開くことでも放射性物質分離装置１４で放射性物質が除去され、蒸気を外部に排出することが可能である。
　またこの放射性物質分離装置１４は、原子炉格納容器１外部やベント配管上のどの位置に置いても放射性希ガスを除去できるが、原子炉格納容器１の内部に置くことで、放射性物質分離装置１４の分離膜で除去した放射性希ガスを再度原子炉格納容器１に戻すためのポンプあるいは放射性希ガスを封入する封入容器などが必要なく、よりシンプルな構造となっている。さらに非常に低い可能性ではあるが、万が一原子炉格納容器１に接続されるベント配管１５が破断した場合にもベント配管１５内部を流れるガスは非放射性物質のみなので作業運転員の被ばくを限りなく低く抑えることができる。このように放射性物質分離装置１４を原子炉格納容器１の内部に置くことで、(1)エアロゾル状放射性物質、(2)希ガス、(5)窒素は原子炉格納容器１の内部に留め、(3)水蒸気と(4)水素のみをベント配管１５から排気塔１３へ放出することができる。このように、原子炉格納容器の内部に配置された、放射性希ガスを透過せず、蒸気を透過する放射性物質分離装置を備えることにより、原子炉圧力容器から原子炉格納容器内に放射性物質を含む気体が流出し、原子炉格納容器が加圧された事態が万一発生した場合においても、放射性希ガスを再度原子炉格納容器１に戻すためにポンプを利用する必要はない。そのため、外部電源を使用せずに原子炉格納容器の加圧を防止すると共に、周辺環境に放射性物質が漏洩することを防止することができる。
　また放射性物質分離装置１４の構造材として以下がある。放射性物質分離装置１４は蒸気を透過する必要がある。また原子炉格納容器１の加圧防止のためには炉心２が溶融した際に発生する可能性のある水素も透過できることが望ましい。透過するべき水蒸気、水素は分子径が０．３ｎｍ以下と小さく、透過させない放射性希ガス（主にクリプトンやキセノン）はそれよりもかなり大きい。そこで分子径が小さい蒸気や水素を選択的に透過するには分子ふるいで分離できる膜を利用することが考えられる。沸騰水型原子炉の場合、原子炉格納容器１内の気体は窒素置換されているが、分子サイズを利用して分子ふるいでガスを選択する場合、クリプトンやキセノンと分子サイズの近い窒素は透過しない。このような用途に最適な分離膜として、ポリイミドを主成分とした高分子膜、窒化ケイ素を主成分としたセラミック膜、炭素を主成分とした酸化グラフェン膜等の分子ふるいにより分離が可能な膜の使用が望ましい。これら分離膜は一般的には水素の精製に用いるフィルタに用いられている。またその他、クリプトンやキセノンを透過せず、水素と水蒸気を透過する膜であるならば、それらの使用でも構わない。例えば、窒素精製用に使用されている水素と水蒸気、酸素を透過し、窒素を透過しない窒素分離膜など、水素と水蒸気、酸素、窒まで透過する分離膜でも構わない。
　図１１、１２、１３は放射性物質分離装置１４の形状を示した模式図である。分離膜４０の形状として、図１１に示すように板状、図１２、１３に示すようにチューブ状、中空糸状がある。図１１（板状）の場合、放射性物質分離装置１４の内部空間は内部を流れる流体の流れ方向と平行に配置された分離膜４０で仕切られており、原子炉格納容器１内の流体は放射性物質分離装置１４の底部から流入し、上部へ流れる。また、分離膜４０で仕切られた空間のうち一部は閉止板４３で塞がれている。そのため、底部から流入した流体のうち、(1)エアロゾル状放射性物質、(2)放射性希ガス、(6)窒素または(5)酸素は分離膜４０を透過できないため、閉止板４３で塞がれていない部屋の上部から原子炉格納容器１に戻される。一方、(3)水蒸気、(4)水素または(5)酸素は分離膜４０を透過して隣接する部屋に入り、底部からベント配管１５へ向かう。
　図１２（チューブ状）の場合、放射性物質分離装置１４の内部空間は内部を流れる流体の流れ方向と平行に配置されたチューブ状の分離膜４０で仕切られており、原子炉格納容器１内の流体はチューブ状の分離膜４０の底部から流入し、上部へ流れる。底部から流入した流体のうち、(1)エアロゾル状放射性物質、(2)放射性希ガス、(6)窒素または(5)酸素は分離膜４０を透過できないため、分離膜４０の上部から原子炉格納容器１に戻される。一方、(3)水蒸気、(4)水素または(5)酸素は分離膜４０を透過して１カ所に集められ、ベント配管１５へ向かう。
　図１３（中空糸状）の場合、放射性物質分離装置１４の内部空間は内部を流れる流体の流れ方向に対して中空糸状の分離膜４０が垂直に配置されており、原子炉格納容器１内の流体は放射性物質分離装置１４の底部から流入し、上部へ流れる。底部から流入した流体のうち、(1)エアロゾル状放射性物質、(2)放射性希ガス、(6)窒素または(5)酸素は分離膜４０を透過できないため、放射性物質分離装置１４の上部から原子炉格納容器１に戻される。一方、(3)水蒸気、(4)水素または(5)酸素は分離膜４０を透過して中空糸の内部に入り、１カ所へ集められてベント配管１５へ向かう。
　これら形状に問わず分離膜４０は上流側空間４１と下流側空間４２を完全に仕切る構造となっており、放出したいガス量に応じて分離膜４０の分量を決定しても構わない。上流側空間４１は原子炉格納容器1内の気体に晒されている空間であり、事故時に発生した水蒸気や水素のみを分離膜４０を介して下流側空間４２へと放出可能である。図１１、１２、１３に示す上流側空間４１でのガスは底部から上部への流れであっても上部から底部への流れであっても分離膜４０の分離性能に影響することはない。下流側空間４２はベント配管１５と連結しており、放出した水蒸気や水素を放出する構成となっている。分離膜４０は補強板で保持することにより破損の可能性を極めて小さくすることができ、補強板としては金属のメッシュシートやパンチングメタル、多孔質セラミック層などが有効である（図示せず）。
　前記目的を達成するために好適な実施例の一つである実施例２の原子炉格納容器ベントシステムについて図２を用いて説明する。図２は原子炉格納容器を含む原子炉格納容器および原子炉格納容器ベントシステムの第２の実施形態の概略構成を示す縦断面図である。図中破線囲み内が実施例２の原子炉格納容器ベントシステムである。実施例２においても、放射性物質分離装置１４の配置構成は実施例１と同様であり、ここでは実施例1との違いのみを説明する。
　実施例２においては万が一に放射性物質分離装置１４内部の分離膜４０が破損した時のために放射性物質分離装置１４の下流に一般的なフィルタベント装置１７を備えた例である。ベント配管１５は、原子炉格納容器１のドライウェル６とウェットウェル７に接続されており、このベント配管１５には隔離弁１６が配設されている。このベント配管１５は、フィルタベント装置１７の入口配管１８に接続されている。この入口配管１８の先端側は、フィルタベント装置１７内に開口する。フィルタベント装置１７内の下部側には、スクラビング用プール水１９が貯留されている。フィルタベント装置１７の上部側には金網状の金属フィルタ２０およびよう素フィルタ２１が設置されている。このよう素フィルタ２１には、フィルタベント装置１７の出口配管２２の一端が接続されている。出口配管２２の他端は遮蔽壁２３を貫通して遮蔽壁２３外部に導出されている。そして最終的に排気塔１３から外部に気体を排出する。
　放射性物質分離装置１４内部の分離膜４０が破損していない場合には主にこのフィルタベント装置１７はスクラビング用プール水１９で原子炉格納容器１から放出された蒸気を凝縮する機能として使用される。万が一に分離膜４０が破損した場合にはフィルタベント装置１７に入った放出ガスは、スクラビング用プール水１９でスクラビングされることで、主に粒子状の放射性物質のほとんどが除去される。さらに金属フィルタ２０によりスクラビングで除去しきれなかった粒子状の放射性物質を除去し、よう素フィルタ２１によりヨウ素などの気体状の放射性物質を除去することができる。これにより環境に放射性物質が放出されるリスクを低減し、原子炉格納容器ベントシステムの信頼性を向上させることができる。
　前記目的を達成するために好適な実施例の一つである実施例３の原子炉格納容器ベントシステムについて図３を用いて説明する。図３は原子炉格納容器を含む原子炉格納容器および原子炉格納容器ベントシステムの第３の実施形態の概略構成を示す縦断面図である。図中破線囲み内が実施例３の原子炉格納容器ベントシステムである。実施例３においても、フィルタベント装置１７の構成のみを実施例２から変更しており、その違いのみを説明する。
　フィルタベント装置１７は一般に湿式と乾式のフィルタベント装置があり、実施例２のように容器内のスクラビング用プール水１９で粒子を除去するものが湿式のベント装置である。一方で実施例３のフィルタベント装置１７は、上部に邪魔板２５を備え、フィルタベント装置１７の中に放射性物質除去用の砂フィルタ２４を敷き詰め、その砂フィルタにより放射性物質を除去するフィルタベント装置である。これは乾式のベント装置であり、湿式と比較してスクラビング用プール水１９の水質の管理などは必要ないが、事故時にこの装置を加熱する必要がある。このフィルタベント装置１７でも放射性希ガスは除去できないため、本発明の放射性物質分離装置１４が必要であり、それらの構成は実施例２と同様である。
　前記目的を達成するために好適な実施例の一つである実施例３の原子炉格納容器ベントシステムについて図４を用いて説明する。図４は原子炉格納容器を含む原子炉格納容器および原子炉格納容器ベントシステムの第４の実施形態の概略構成を示す縦断面図である。図中破線囲み内が実施例４の原子炉格納容器ベントシステムである。実施例４においても、実施例２、３を基に変更しており、その違いのみを説明する。
　実施例４は、実施例２、３の原子炉格納容器フィルタベントシステムに放射性物質分離装置１４をパイパスし、放射性物質分離装置１４下流部に接続するバイパス管２６を設置する。さらにそのバイパス管２６の上流部に、ある一定以上の圧力を超えると仕切り板が破れることで弁が開くラプチャディスク２７を設置することで、万が一に放射性物質分離装置１４内部の分離膜４０が目詰まりを起こし、原子炉格納容器１の圧力が上昇した場合、このラプチャディスク２７が開くことで原子炉格納容器１を減圧できる構造とする。なおこのラプチャディスク２７は、爆破弁やその他のバルブでも構わない。また放射性物質分離装置１４自体がある一定圧力以上で破れる構造とすることで、この機能を代替しても構わない。
　前記目的を達成するために好適な実施例の一つである実施例５の原子炉格納容器ベントシステムについて図５を用いて説明する。図５は原子炉格納容器を含む原子炉格納容器および原子炉格納容器ベントシステムの第５の実施形態の概略構成を示す縦断面図である。図中破線囲み内が実施例５の原子炉格納容器ベントシステムである。実施例５においても、放射性物質分離装置１４の配置構成は実施例１と同様であり、ここでは実施例1との違いのみを説明する。
　原子炉格納容器１内の気体は粒子状の放射性物質を含む。放射性物質分離装置１４の入口部に粒子捕集装置２８を設置し、極力大きな粒子を捕集する体系とする。この機構により、粒子の分離膜４０への吸着による目詰まりを防止することができ、かつ強い放射線に晒されることによる分離膜４０の劣化を防止することができる。粒子捕集装置２８には繊維状の金属フィルタやヘパフィルターまたは吸着材などが有効である。
　前記目的を達成するために好適な実施例の一つである実施例６の原子炉格納容器ベントシステムについて図６を用いて説明する。図６は原子炉格納容器を含む原子炉格納容器および原子炉格納容器ベントシステムの第６の実施形態の概略構成を示す縦断面図である。図中破線囲み内が実施例６の原子炉格納容器ベントシステムである。実施例６においても、放射性物質分離装置１４の配置構成は実施例１と同様であり、ここでは実施例1との違いのみを説明する。
　原子炉格納容器１内の気体はガス状のよう素を含む。放射性物質分離装置１４の入口部によう素捕集装置２９を設置し、極力ガス状よう素を捕集する体系とする。この機構により、極めて反応性の高いガス状よう素が分離膜４０への物理吸着および化学吸着により、分離膜４０の劣化を防止することができる。よう素捕集装置２９には銀が添着されたゼオライトや銀シリカゲル、銀アルミナ、ＫＩ３添着炭などが有効である。
　前記目的を達成するために好適な実施例の一つである実施例６の原子炉格納容器ベントシステムについて図７を用いて説明する。図７は原子炉格納容器を含む原子炉格納容器および原子炉格納容器ベントシステムの第７の実施形態の概略構成を示す縦断面図である。図中破線囲み内が実施例７の原子炉格納容器ベントシステムである。実施例７においても、放射性物質分離装置１４の配置構成は実施例１と同様であり、ここでは実施例1との違いのみを説明する。
　原子炉格納容器１内の気体は窒素置換されているが、事故時には水の放射線分解により３％以下の酸素が存在している。放射性物質分離装置１４の入口部に水素再結合装置３０を設置し、原子炉格納容器１内の水素と酸素を結合し水にすることで発熱反応を生じる。この発熱反応により加熱されたガスが放射性物質分離装置１４内部を通過することで分離膜４０の温度を高く維持することができる。分離膜は一般に温度が高いほどガスの拡散速度が向上し分離速度が向上する。この機構により、分離膜によるガス放出速度を高く維持することができ、より迅速に原子炉格納容器１の減圧を可能とする。また、加熱による副次的効果として、分離膜４０の上流側空間４１内部で上昇気流を生じ、そのため分離膜４０近辺での放射性希ガスなどの不純物の滞留を防止することができる。
　水素再結合装置３０は上記のようにガスを加熱することにより分離膜４０の温度を直接高めることも可能であり、放射性物質分離装置１４の外周に水素再結合装置３０を設置することで放射性物質分離装置１４自体の温度を高め分離膜４０を加熱することもできる。水素再結合装置３０には酸化セリウムおよび酸化ジルコニウムなどの混合酸化物で構成された担体にパラジウムや白金を添着している触媒であること。またはリチウム、ナトリウム、マグネシウム、カルシウム、鉄、ニッケル、銅、ストロンチウム、銀、セリウムなどの金属を含む金属酸化物触媒などが有効である。
　また、加圧水型原子炉では原子炉格納容器１内部に水素処理対策としてイグナイタが設置されているが、このイグナイタを放射性物質分離装置１４の入口部または外周に設置することで水素再結合による反応熱を利用し分離膜４０の加熱が可能である。
　前記目的を達成するために好適な実施例の一つである実施例８の原子炉格納容器ベントシステムについて図８を用いて説明する。図８は原子炉格納容器を含む原子炉格納容器および原子炉格納容器ベントシステムの第８の実施形態の概略構成を示す縦断面図である。図中破線囲み内が実施例８の原子炉格納容器ベントシステムである。実施例８においても、放射性物質分離装置１４の配置構成は実施例１と同様であり、ここでは実施例1との違いのみを説明する。
　放射性物質分離装置１４では水蒸気や水素を選択的に分離しベント配管１５へ放出することができる。放射性物質分離装置１４の出口底部にチムニー３１を設置することにより、放射性物質分離装置１４の上流側空間４１では水蒸気や水素濃度が減少し原子炉格納容器１の主成分である窒素または酸素濃度が上昇する。窒素または酸素濃度が上昇したことによる流体密度差が下降気流を生じる駆動力となり、そのため分離膜４０近辺での放射性希ガスなどの不純物の滞留を防止することができる。
　前記目的を達成するために好適な実施例の一つである実施例９の原子炉格納容器ベントシステムについて図９を用いて説明する。図９は原子炉格納容器を含む原子炉格納容器および原子炉格納容器ベントシステムの第９の実施形態の概略構成を示す縦断面図である。図中破線囲み内が実施例９の原子炉格納容器ベントシステムである。
　実施例９は、実施例１の原子炉格納容器フィルタベントシステムを加圧水型原子炉に適用した例である。一次系の冷却水は、原子炉圧力容器内の加圧器３２により加圧され、再循環ポンプ３４によって循環され、蒸気発生器３３（一次側）に輸送される。蒸気発生器３３内では伝熱管によって熱交換され、一次側から二次側に熱輸送されて蒸気が発生し、蒸気は主蒸気管４を流れる。
　加圧水型原子炉は原子炉格納容器１の圧力上昇を抑えるためのウェットウェル７とサプレッションプール８を持たないため、サプレッションプール８によるスクラビングを用いた放射性物質の除去は期待できない。従って、ドライウェル６の隔離弁１６を開くことで、放射性物質分離装置１４で放射性物質が除去され、蒸気を外部に排出する構成となっている。ウェットウェル７側からのベントがない以外は実施例１と同様である。なお実施例２～８のように湿式のフィルタベント装置１７、乾式のフィルタベント装置１７、ラプチャディスク２７、粒子捕集装置２８、よう素捕集装置２９、水素再結合装置３０、チムニー３１を用いても構わない。
　前記目的を達成するために好適な実施例の一つである実施例１０の原子炉格納容器ベントシステムについて図１０を用いて説明する。図１０は原子炉格納容器を含む原子炉格納容器および原子炉格納容器ベントシステムの第１０の実施形態の概略構成を示す縦断面図である。図中破線囲み内が実施例１０の原子炉格納容器ベントシステムである。
　実施例１０は、原子炉格納容器として一次原子炉格納容器３５を内包する二次原子炉格納容器３６を持つ。二次原子炉格納容器３６は、一次原子炉格納容器３５内部のドライウェル６とウェットウェル７にベント配管１５および隔離弁１６を介して連通している。一次原子炉格納容器３５からベントされた気体は一次原子炉格納容器３５内部に設置された放射性物質分離装置１４を介してベント配管１５に流入し、二次原子炉格納容器３６内部に放出される。放射性物質分離装置１４により二次原子炉格納容器３６への放射性物質の移行を防止することができる。また外部ではなく二次原子炉格納容器３６内部に気体を放出することで、万が一に放射性物質分離装置１４内部の分離膜４０が破れ、放射性物質がベント配管１５を通して放出されるようになったとしても、二次原子炉格納容器３６内部に放射性物質を閉じ込めることができる。また、水素再結合装置３０を水素濃度の高いベント配管１５の出口付近に設置することで、効率の良い水素処理を行うことができる。その他の構成に関しては実施例１と同様である。放射性物質分離装置１４を二次原子炉格納容器３６内部に備え、放射性物質分離装置１４がベント配管１５を介して二次原子炉格納容器３６外部に排気塔１３を設置した構成としても構わない。実施例２、３のフィルタベント装置１７を二次原子炉格納容器３６内部に備え、出口配管２２を排気塔１３の代わりに二次原子炉格納容器３６内部に連通した構成としても構わない。またフィルタベント装置１７を二次原子炉格納容器３６外部に設置し、二次原子炉格納容器３６からさらにこのフィルタベント装置１７を通して外部にベントできる構成としてもよい。実施例５、６、８のように粒子捕集装置２８、よう素捕集装置２９、チムニー３１を用いても構わない。また加圧水型原子炉やその他の炉型に適用してもよい。
１…原子炉格納容器、２…炉心、３…原子炉圧力容器、４…主蒸気管、５…ダイヤフラムフロア、６…ドライウェル、７…ウェットウェル、７a…ウェットウェル気相部、８…サプレッションプール、９…ベント管、９a…ベント管排気部、１０…蒸気逃し安全弁、１１…蒸気逃し安全弁排気管、１２…クエンチャ、１３…排気塔、１４…放射性物質分離装置、１５…ベント配管、１６…隔離弁、１６ａ…ウェットウェル側隔離弁、１６ｂ…ドライウェル側隔離弁、１７…フィルタベント装置、１８…入口配管、１９…スクラビング用プール水、２０…金属フィルタ、２１…よう素フィルタ、２２…出口配管、２３…遮蔽壁、２４…放射性物質除去用の砂フィルタ、２５…邪魔板、２６…バイパス管、２７…ラプチャディスク、２８…粒子捕集装置、２９…よう素捕集装置、３０…水素再結合装置、３１…チムニー、３２…加圧器、３３…蒸気発生器、３４…再循環ポンプ、３５…一次原子炉格納容器、３６…二次原子炉格納容器、４０…分離膜、４１…上流側空間、４２…下流側空間、４３…閉止板

Claims (15)

  1. 　原子炉圧力容器を内包する原子炉格納容器と、
    　前記原子炉格納容器の内部に配置された、希ガスを透過せず、蒸気を透過する放射性物質分離装置と、
    　前記放射性物質分離装置に接続されたベント配管と、
    　前記ベント配管に接続された排気塔を備えることを特徴とする原子力発電プラント。
  2. 　原子炉圧力容器を内包する原子炉格納容器と、
    　前記原子炉格納容器の内部に配置された、放射性希ガスを透過せず、蒸気を透過する放射性物質分離装置と、
    　前記放射性物質分離装置に接続された第１のベント配管と、
    　前記第１のベント配管に接続された湿式または乾式のフィルタベント装置と、
    　前記フィルタベント装置に接続された第２のベント配管と、
    　前記第２のベント配管に接続され、放射性物質が除去されたガスを外部に放出する排気塔を備えることを特徴とする原子力発電プラント。
  3. 　請求項２に記載の原子力発電プラントにおいて、前記放射性物質分離装置とは並列してベント配管のバイパス管を備えたことを特徴とする原子力発電プラント。
  4. 　請求項３に記載の原子力発電プラントにおいて、前記ベント配管上に、圧力が一定以上になると受動的に開き圧力を下げることができるラプチャディスクを備えることを特徴とする原子力発電プラント。
  5. 　請求項１から４に記載の原子力発電プラントにおいて、前記放射性物質分離装置に粒子捕集装置を備えたことを特徴とする原子力発電プラント。
  6. 　請求項１から５に記載の原子力発電プラントにおいて、前記放射性物質分離装置によう素捕集装置を備えたことを特徴とする原子力発電プラント。
  7. 　請求項１から６に記載の原子力発電プラントにおいて、前記放射性物質分離装置に水素再結合装置を備えたことを特徴とする原子力発電プラント。
  8. 　請求項１から７に記載の原子力発電プラントにおいて、前記放射性物質分離装置にチムニーを備えたことを特徴とする原子力発電プラント。
  9. 　請求項１から８に記載の原子力発電プラントにおいて、前記射性物質分離装置が、放射性希ガスと窒素を透過せず、水素と水蒸気を透過することを特徴とする原子力発電プラント。
  10. 　請求項１から９に記載の原子力発電プラントにおいて、
    前記射性物質分離装置の分離膜が高分子膜もしくはセラミック膜もしくは酸化グラフェン膜であることを特徴とする原子力発電プラント。
  11. 　請求項１から９に記載の原子力発電プラントにおいて、前記射性物質分離装置の分離膜がポリイミドを主成分とした高分子膜であることを特徴とする原子力発電プラント。
  12. 　請求項１から９に記載の原子力発電プラントにおいて、前記放射性物質分離装置の分離膜が窒化ケイ素を主成分としたセラミック膜であることを特徴とする原子力発電プラント。
  13. 　請求項１から９に記載の原子力発電プラントにおいて、前記放射性物質分離装置の分離膜が炭素を主成分とした酸化グラフェン膜であることを特徴とする原子力発電プラント。
  14. 　請求項１から１３に記載の原子力発電プラントにおいて、前記原子炉圧力容器で発生した蒸気をタービンに供給される沸騰水型原子炉であることを特徴とする原子力発電プラント。
  15. 　請求項１から１３に記載の原子力発電プラントにおいて、前記原子炉圧力容器で発生した蒸気は蒸気発生器に供給される加圧水型原子炉であることを特徴とする原子力発電プラント。
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