WO2019142746A1 - 原子炉格納容器ベントシステム - Google Patents

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WO2019142746A1
WO2019142746A1 PCT/JP2019/000752 JP2019000752W WO2019142746A1 WO 2019142746 A1 WO2019142746 A1 WO 2019142746A1 JP 2019000752 W JP2019000752 W JP 2019000752W WO 2019142746 A1 WO2019142746 A1 WO 2019142746A1
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reactor containment
gas
vent
containment vessel
filter
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PCT/JP2019/000752
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Inventor
肇 古市
隆久 松崎
Original Assignee
日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社
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Publication date
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    • 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
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/10—Means for preventing contamination in the event of leakage, e.g. double wall
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/004—Pressure suppression
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00—Details of nuclear power plant
    • G21D1/02—Arrangements of auxiliary equipment
    • 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
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    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
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    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to a reactor containment vent system used in a nuclear power plant.
  • a severe accident In a nuclear power plant, in the event that the core disposed in the reactor pressure vessel should melt (hereinafter referred to as a severe accident), sufficient water injection will be performed thereafter, and the reactor containment vessel will Once cooled, the accident is designed to converge. However, if the reactor containment is not sufficiently cooled during the severe accident, steam generation continues and the pressure inside the reactor containment increases. When the pressure in the reactor containment vessel further increases, the reactor containment vessel may be damaged, which may lead to a more severe situation where a large amount of radioactive material is released to the atmosphere.
  • vent gas gas in the reactor containment vessel
  • the conventional reactor containment vent system comprises a tank containing water for scrubbing the vent gas, piping for guiding the vent gas into the tank water, and a metal filter or iodine filter provided at the outlet for discharging the vent gas from the tank. Be done.
  • the vent gas is scrubbed by being released into the water in the tank to remove particulate radioactive materials.
  • particulate radioactive substances that could not be removed by scrubbing are removed by a metal filter, and gaseous radioactive substances such as iodine are removed by chemical reaction and adsorption in the iodine filter.
  • a noble gas filter which does not transmit the radioactive noble gas is disposed further downstream (exhaust port side) of the radioactive substance removing means.
  • the noble gas filter also removes radioactive noble gas.
  • the rare gas which can not pass through the rare gas filter is disposed in a region (hereinafter referred to as a direct upstream portion) in contact with the upstream side of the rare gas filter in the vent gas discharge piping. Contained gas will be retained.
  • the partial pressure of the gas containing the retained rare gas is high, the permeability of the vapor to be permeated by the rare gas filter is reduced. That is, the vapor to be discharged can not pass through the noble gas filter.
  • the reactor containment vent system can not continuously discharge the steam in the reactor containment, and eventually the pressure in the reactor containment is lowered.
  • the piping and mechanism for returning the gas containing the rare gas staying immediately upstream of the rare gas filter in the vent gas outlet piping to the reactor containment vessel is It is provided.
  • the gas containing the rare gas which can not permeate the noble gas filter does not stay in the immediately upstream portion of the noble gas filter, the rare gas filter does not disturb the discharge of the vapor. That is, the noble gas filter can maintain its permeation performance continuously.
  • an active device such as a pump is used to return the gas retained immediately upstream of the rare gas filter into the reactor containment vessel.
  • the supply of power is essential. Therefore, if a power loss occurs and an active device such as a pump can not be driven, the noble gas filter loses its ability to permeate vapor, and the pressure in the reactor containment continues. May not be lowered.
  • the noble gas filter In order to be able to continuously reduce the pressure in the reactor containment vessel, the noble gas filter should not lose its vapor permeability even in the unlikely event of a loss of power. There is a need to.
  • An object of the present invention is to provide a reactor containment vent system capable of continuously releasing steam generated in the reactor containment to the atmosphere even when power is lost. It is in.
  • the reactor containment vessel vent system is a reactor containment vessel vent system for releasing the gas in the reactor containment vessel to the atmosphere to depressurize the interior of the reactor containment vessel, the inside of the reactor containment vessel And a vent line for forming a flow path of the vent gas until it is discharged to the atmosphere, and a rare gas filter provided at the most downstream portion of the vent line and passing at least steam of the vent gas and impervious to radioactive radioactive gas. And return piping connecting the upstream side of the noble gas filter in the vent line to the reactor containment vessel, and radioactive noble gas provided on the return piping and unable to pass through the noble gas filter And an intermediate container in which the gas flows in and is stored.
  • FIG. 1st embodiment of the present invention It is a figure showing typically an example of composition of a reactor containment vessel vent system concerning a 1st embodiment of the present invention.
  • the figure shows an example of the time transition of pressure in each of the reactor containment vessel, the immediately upstream portion of the rare gas filter and the intermediate vessel after the vent operation. is there.
  • FIG. 14 is a view schematically showing an example of a configuration for collecting non-condensable gas by the non-condensable gas collection mechanism in the reactor containment vessel vent system according to the fourth embodiment of the present invention.
  • FIG. 1 is a view schematically showing an example of the configuration of a reactor containment vent system 15 according to a first embodiment of the present invention.
  • the example of a structure of reactor containment vessel vent system 15 which concerns on this embodiment is shown in the frame of a broken line
  • the example of the schematic cross-section of reactor containment vessel 1 is shown on the left side. It is shown.
  • a reactor pressure vessel 3 containing a core 2 is installed in the reactor containment vessel 1.
  • the reactor pressure vessel 3 is connected to a main steam pipe 4 for sending steam generated in the reactor pressure vessel 3 to a turbine (not shown) for power generation.
  • steam means steam.
  • the inside of the reactor containment vessel 1 is divided into a dry well 5 and a wet well 7 by a reinforced concrete diaphragm floor 12.
  • the wet well 7 refers to an area in which pool water is stored.
  • the pool in the wet well 7 is referred to as suppression pool 8.
  • the dry well 5 and the wet well 7 are communicated with each other by the vent pipe 11, and the vent pipe exhaust portion 11 a opens below the water surface of the suppression pool 8 in the wet well 7.
  • a pipe breakage accident in which a part of piping such as the main steam pipe 4 is damaged and the steam flows out into the reactor containment vessel 1 is generally known by the name of LOCA (Loss of Coolant Accident).
  • LOCA Liss of Coolant Accident
  • Such an accident usually occurs in the dry well 5 through which the main steam pipe 4 passes. Then, even if such an accident occurs and the vapor flows out from the fracture opening of the main steam pipe 4 or the like into the dry well 5, the pressure in the dry well 5 first rises.
  • the vapor which has flowed out into the dry well 5 is led to the water of the suppression pool 8 in the wet well 7 through the vent pipe 11 by the pressure difference between the dry well 5 and the wet well 7.
  • the pressure rise in the reactor containment vessel 1 is suppressed.
  • the radioactive substance contained in the vapor is mostly removed by the scrubbing effect of the pool water of the suppression pool 8.
  • the steam release safety valve 6 When the pressure in the reactor pressure vessel 3 or the main steam pipe 4 abnormally rises in the reactor containment vessel 1 of the boiling water reactor, the steam release safety valve 6, steam as a means for reducing the pressure A relief valve exhaust pipe 9 and a quencher 10 are provided. This is to prevent the pressure rise not only from an abnormal pressure rise but to an accident such as LOCA.
  • the steam relief safety valve 6 provided in the main steam pipe 4 is opened, and the steam in the main steam pipe 4 is The steam relief valve is discharged into the water of the suppression pool 8 through the exhaust pipe 9 and the quencher 10.
  • the release of the steam into the water of the suppression pool 8 condenses most of the steam, so that the pressure in the reactor pressure vessel 3 and the main steam pipe 4 is reduced.
  • the radioactive substance contained in the vapor is mostly removed by the scrubbing effect of the pool water of the suppression pool 8.
  • the temperature and pressure in the reactor containment vessel 1 can be reduced. It is possible to prevent the rise. That is, the outflow accident of the steam from the main steam pipe 4 etc. to the dry well 5 can usually be made to converge.
  • the temperature of the pool water of the suppression pool 8 rises.
  • the partial pressure of the steam in the reactor containment vessel 1 rises to the saturated vapor pressure of the temperature of the pool water, so the pressure in the reactor containment vessel 1 rises.
  • the pressure rise can be suppressed by spraying cooling water into the reactor containment vessel 1.
  • the spray can be operated by connecting a fire pump or the like from the outside.
  • this spray does not work, although this may be very low.
  • the pressure in the reactor containment vessel 1 continues to rise.
  • the pressure rise in the reactor containment vessel 1 can be suppressed by discharging the gas in the reactor containment vessel 1 to the outside. This operation is called a vent operation.
  • this venting operation is performed by releasing the gas in the wet well 7 to the outside (atmosphere). Since the gas in the wet well 7 is the one from which the radioactive substance has been mostly removed by the pool water of the suppression pool 8, the contamination of the atmospheric radioactive substance is minimized.
  • a reactor containment vessel vent system 15 is an apparatus for further removing radioactive substances from gas (hereinafter referred to as "vent gas") released from inside the reactor containment vessel 1 when performing the above-described venting operation.
  • vent gas gas
  • the reactor containment vent system 15 will be described in detail.
  • the arrow described on the side of the piping represented by the solid line indicates the flow direction of the vent gas, and the Roman numerals indicate the vent gas Shows the approximate type of gas contained in.
  • vent pipe 13 As shown in FIG. 1, one end of the vent pipe 13 is branched and connected to both the dry well 5 and the wet well 7 of the reactor containment vessel 1, and the branched vent pipes 13 are respectively isolated A valve 14 is provided. The other end of the vent pipe 13 is connected to the inlet pipe 17 of the filter vent container 16, and the tip of the inlet pipe 17 is open in the filter vent container 16.
  • the scrubbing water 18 is stored at the lower side in the filter vent container 16, and the metal filter 19 and the iodine filter 38 are installed in series at the upper side.
  • the metal filter 19 and the iodine filter 38 are connected to one end of the outlet pipe 20 of the filter vent container 16. Further, the other end of the outlet pipe 20 penetrates the shielding wall 21 and is led out of the shielding wall 21 and is finally connected to the exhaust tower 22 through the rare gas filter 23.
  • the venting operation is usually started by opening the isolation valve 14 a on the wet well 7 side. That is, when the pressure in the reactor containment vessel 1 abnormally increases due to a severe accident or the like, the isolation valve 14a on the wet well 7 side is opened as a vent operation. At this time, the high pressure gas filled in the reactor containment vessel 1 is discharged through the pool water of the suppression pool 8 to the wet well 7 side. At this time, since the gas such as steam released to the wet well 7 is scrubbed by the pool water of the suppression pool 8, most of the radioactive substances are removed. This is a major safety feature of boiling water reactors.
  • the gas in the wet well 7 passes as a vent gas through the isolation valve 14 a opened by the vent operation, and further passes through the vent pipe 13 and the inlet pipe 17 to the scrubbing water 18 in the filter vent container 16. Released into.
  • the vent gas passing through the vent pipe 13 is mainly composed of steam (water vapor), hydrogen, nitrogen and the like, but also contains radioactive substances in the form of aerosol, radioactive noble gases and the like.
  • vent gas released into the scrubbing water 18 is scrubbed by the scrubbing water 18 to remove most of the aerosol-like radioactive material. Further, the bent gas scrubbed by the scrubbing water 18 removes gaseous radioactive substances such as iodine by the metal filter 19 and the iodine filter 38. Therefore, the vent gas passing through the outlet pipe 20 on the downstream side of the iodine filter 38 is one from which radioactive substances in radioactive form, radioactive iodine, etc. have been removed.
  • a rare gas filter 23 is provided in the vicinity of the exhaust tower 22 on the outlet pipe 20 which reaches the exhaust tower 22 from the filter vent container 16 through the iodine filter 38.
  • the noble gas filter 23 is made of a filter material which does not pass radioactive noble gas or nitrogen gas but transmits water vapor or hydrogen gas. Therefore, only steam and hydrogen gas are released from the exhaust tower 22 to the atmosphere.
  • a vent gas comprising piping from the reactor containment vessel 1 through the vent piping 13, the filter vent container 16, the outlet piping 20, etc. to reach the exhaust tower 22, radioactive material removal means, etc.
  • Flow path is called a vent line.
  • the noble gas filter 23 can remove the radioactive noble gas regardless of the position on the vent pipe 13 and the outlet pipe 20. However, placement at the most downstream part of the outlet pipe 20 is considered to be the best choice. In this case, since the rare gas filter 23 is disposed on the downstream side of the filter vent container 16, the metal filter 19 and the iodine filter 38, it is possible to prevent the radioactive gas in the form of aerosol from adhering to the rare gas filter 23. it can.
  • the reactor containment vent system 15 confines the radioactive rare gas even if a severe accident such as generation of steam or radioactive material occurs in the reactor containment vessel 1, It can be discharged from the exhaust tower 22 to the outside. Therefore, the pressure in the reactor containment vessel 1 can be reduced.
  • the rare gas filter 23 is required to permeate the steam, and in order to prevent the pressure rise in the reactor containment vessel 1, it is also required to permeate the hydrogen gas generated when the core 2 is melted.
  • the molecular diameter of vapor (water) or hydrogen which permeates the noble gas filter 23 is as small as 0.3 nm or less, and the molecular diameter of the radioactive noble gas (Kr, Xe, etc.) which does not permeate is considerably larger than that. Therefore, as a structural material of the rare gas filter 23, it is possible to use a molecular sieve membrane which selectively allows vapor having a small molecular diameter or hydrogen gas to permeate.
  • the gas in the reactor containment vessel 1 is replaced with nitrogen. Therefore, when a radioactive noble gas is selected using a molecular sieve membrane using molecular diameter, the molecular sieve membrane may not transmit nitrogen molecules having a molecular diameter close to that of the molecular diameter of Kr or Xe. There is. However, from the viewpoint of depressurizing the inside of the reactor containment vessel 1, the cause of the pressure rise is steam or hydrogen gas, so there is no problem even if the molecular sieve membrane does not transmit nitrogen molecules.
  • Examples of the filter material of the molecular sieve film suitable for the above conditions include a polymer film mainly composed of polyimide, a ceramic film mainly composed of silicon nitride, and a graphene oxide film mainly composed of carbon. These molecular sieve membranes are generally known as filters used for purification of hydrogen.
  • the filter material of the rare gas filter 23 may be any film as long as it is a film which does not transmit Kr or Xe but transmits hydrogen or water (vapor) molecules.
  • the rare gas filter 23 using the filter material as described above transmits the vapor and the hydrogen gas, and does not transmit the nitrogen and the radioactive noble gas, thereby removing the radioactive noble gas and removing the pressure in the reactor containment vessel 1. It can release the vapor and hydrogen gas that cause the rise.
  • the noble gas filter 23 passes through the region in the outlet pipe 20 that is in contact with the upstream side of the noble gas filter 23 (hereinafter referred to as the just upstream portion of the noble gas filter 23 or simply referred to as the just upstream portion). It is attributable to the stagnation of impossible nitrogen gas and radioactive noble gas.
  • a gas such as nitrogen gas or radioactive noble gas remaining immediately upstream of the noble gas filter 23 is separately
  • An intermediate container 100 is provided for storing.
  • the immediate upstream portion of the rare gas filter 23 and the intermediate vessel 100 are connected via a return pipe 24a, and a relief valve 25 is provided on the return pipe 24a.
  • the relief valve 25 is constituted by a diaphragm type relief valve or the like, and is opened when the fluid pressure on the primary side exceeds the set pressure PA, and is closed when the fluid pressure below the set pressure PB (where PB ⁇ PA). Therefore, in the case of the present embodiment, the relief valve 25 opens when the pressure immediately upstream of the rare gas filter 23 rises and exceeds the set pressure PA. At that time, gases such as nitrogen gas and radioactive noble gas that are retained immediately upstream of the rare gas filter 23 flow into the intermediate container 100.
  • the initial pressure in the intermediate container 100 is preferably vacuum pressure or atmospheric pressure, and it is desirable that oxygen in the gas in the initial state is eliminated by nitrogen substitution or the like.
  • the pressure of the gas staying immediately upstream of the rare gas filter 23 can be suppressed to the set pressure PA or less of the relief valve 25. That is, the total partial pressure of the nitrogen gas and the radioactive noble gas in the portion immediately upstream of the noble gas filter 23 can be prevented from exceeding a predetermined value.
  • the noble gas filter 23 can continuously maintain the capability of transmitting vapor or hydrogen gas without transmitting nitrogen gas or radioactive noble gas. That is, in the reactor containment vessel vent system 15 according to the present embodiment, the steam and hydrogen gas that cause the pressure increase in the reactor containment vessel 1 are continuously released to the outside even in a severe accident or the like. As it can, the inside of the reactor containment vessel 1 can be depressurized continuously.
  • the intermediate vessel 100 and the reactor containment vessel 1 are connected via the return pipe 24b, and the check valve 26 is provided on the return pipe 24b.
  • the check valve 26 blocks the flow of fluid from the reactor containment vessel 1 to the intermediate vessel 100, and in the present embodiment, prevents the radioactive material in the reactor containment vessel 1 from flowing into the intermediate vessel 100. Do.
  • the check valve 26 does not block the flow of fluid from the intermediate vessel 100 to the reactor containment vessel 1. Therefore, when the pressure in the intermediate vessel 100 becomes higher than the pressure in the reactor containment vessel 1, the gas stored in the intermediate vessel 100 flows into the reactor containment vessel 1. Therefore, in the present embodiment, the pressure in the reactor containment vessel 1 can be prevented from being lowered more than necessary.
  • the pressure in the reactor containment vessel 1 drops more than necessary.
  • the pressure in the reactor containment vessel 1 may be lowered more than necessary due to long-term natural cooling. In such a case, the gas stored in the intermediate vessel 100 flows into the reactor containment vessel 1.
  • the check valve 26 is not limited to the check valve, but may be replaced by a relief valve. However, the set pressure for opening the relief valve in this case needs to be set to a value lower than the initial pressure in the reactor containment vessel 1.
  • FIG. 2 shows the pressure time in each of the reactor containment vessel 1 immediately after the vent operation, the portion immediately upstream of the noble gas filter 23 and the intermediate vessel 100 in the reactor containment vessel vent system 15 according to the first embodiment of the present invention It is a figure showing an example of change.
  • the horizontal axis of the graph represents time, and the vertical axis represents pressure
  • the alternate long and short dash line represents the pressure in the reactor containment vessel 1
  • the thick broken line represents the pressure immediately upstream of the rare gas filter 23
  • the thick solid line represents The pressure in the intermediate container 100 is shown.
  • the initial pressure in the reactor containment vessel 1 is P0
  • the initial pressure in the portion immediately upstream of the rare gas filter 23 is P1
  • the initial pressure in the intermediate vessel 100 is P2
  • the setting pressure for opening the relief valve 25 is PA.
  • Set the valve closing pressure PB is set.
  • the initial pressure P1 immediately upstream of the rare gas filter 23 is approximately equal to the atmospheric pressure.
  • the pressure immediately upstream of the noble gas filter 23 gradually rises due to the vent gas released from the reactor containment vessel. This is because the nitrogen gas and the radioactive noble gas stay in the immediate upstream part of the noble gas filter 23, and the permeation of the vapor and hydrogen gas that permeates the noble gas filter 23 is hindered.
  • the relief valve 25 opens (time t10), and the nitrogen gas accumulated in the immediately upstream portion of the rare gas filter 23 And radioactive noble gases flow into the intermediate container 100. At this time, the vapor permeation performance of the rare gas filter 23 is recovered, so the pressure immediately upstream of the rare gas filter 23 decreases. Then, when the pressure immediately upstream of the rare gas filter 23 decreases to the set pressure PB or less of the relief valve 25, the relief valve 25 closes (time t20).
  • the pressure in the intermediate container 100 gradually increases in accordance with the amounts of nitrogen gas and radioactive noble gas flowing in when the relief valve 25 is opened.
  • the check valve 26 opens (at time t3), and the nitrogen gas and radioactive noble gas stored in the intermediate vessel 100 become reactor vessel containment vessel. It flows into 1.
  • the nitrogen gas and the radioactive noble gas are returned to the reactor containment vessel 1.
  • the reactor containment vessel vent system 15 does not discharge the radioactive noble gas to the outside even if a situation such as a loss of power occurs.
  • the pressure in 1 can be reduced continuously. Also. At that time, the pressure in the reactor containment vessel 1 is also prevented from being reduced more than necessary.
  • the immediate upstream portion of the rare gas filter 23 and the reactor containment vessel 1 are connected by one return pipe 24a, the intermediate vessel 100, and the return pipe 24b. It may be connected by 24a, middle container 100, and return piping 24b. In this case, the capacity of the intermediate container 100 can be made smaller than in the case of one system.
  • the rare gas can be used by using the intermediate containers 100 and the return pipes 24a and 24b of the remaining systems.
  • the pressure immediately upstream of the filter 23 can be reduced. Therefore, the reliability of the reactor containment vent system 15 can be improved.
  • the reactor containment vent system 15 has been described on the premise that it is applied to the improved boiling water reactor, but a pressurized water reactor or a fast breeder reactor is described. It goes without saying that it is also applicable to furnace types other than LWRs.
  • a wet radioactive substance removing apparatus such as the filter vent container 16 is used as the radioactive substance removing apparatus, but a dry radioactive substance removing apparatus may be used. You can also. The same applies to the second to fourth embodiments described later.
  • FIG. 3 is a view schematically showing an example of the configuration of a reactor containment vent system 15a according to a second embodiment of the present invention.
  • the example of a structure of reactor containment vessel vent system 15a which concerns on this embodiment is shown in the frame of a broken line
  • the example of the schematic cross-section of reactor containment vessel 1 is shown on the left side. It is shown.
  • the configuration of the reactor containment vent system 15a according to the present embodiment is the same as that of the reactor containment vent system 15 (see FIG. 1) according to the first embodiment, except for the bypass pipe 120, the steam trap 110 and the check valve. The difference is that 130 is newly added.
  • differences from the first embodiment will be described.
  • the nitrogen gas and the radioactive noble gas accumulated in the immediate upstream portion of the noble gas filter 23 flow into the intermediate container 100, and the flow of the vapor is ignored.
  • the relief valve 25 is opened, not only nitrogen gas and radioactive noble gas but also part of the vapor may flow into the intermediate vessel 100. So, in this embodiment, in addition to nitrogen gas and radioactive noble gas, a part of vapor which should be usually released to the atmosphere shall flow into intermediate container 100.
  • the bypass pipe 120 connecting the intermediate container 100 and the filter vent container 16 to the configuration of the reactor containment vessel vent system 15 (see FIG. 1) according to the first embodiment, and this bypass pipe It was set as the structure which adds the steam trap 110 provided on 120.
  • FIG. 1 the bypass pipe 120 connecting the intermediate container 100 and the filter vent container 16 to the configuration of the reactor containment vessel vent system 15 (see FIG. 1) according to the first embodiment, and this bypass pipe It was set as the structure which adds the steam trap 110 provided on 120.
  • a bypass pipe 120 connected to the filter vent container 16 downward from the bottom of the intermediate container 100 is provided, and further, a check valve 130 and a steam trap 110 are provided on the bypass pipe 120. ing. Therefore, the steam that has flowed into the intermediate vessel 100 flows into the filter vent vessel 16 via the bypass pipe 120 by gravity when it cools and becomes condensed water.
  • the steam trap 110 has a function of passing only condensed water and not passing its gas component (steam). Therefore, only the condensed water flows into the filter vent container 16.
  • non-return valve 130 prevents the backflow to the intermediate container 100 of condensed water, it can also be abbreviate
  • connection destination of the bypass pipe 120 from the intermediate container 100 to the filter vent container 16 is inside the filter vent container 16, either the upstream side or the downstream side of the filter vent container 16 It is also good.
  • the vapor that has flowed into the intermediate vessel 100 is returned to the filter vent vessel 16 as condensed water. Therefore, the intermediate container 100 can store more nitrogen gas and radioactive noble gas. Also, conversely, the volume of the intermediate container 100 can be reduced accordingly. Further, in the present embodiment, since the condensed water is returned to the filter vent container 16, the effect of suppressing the decrease of the scrubbing water 18 can also be expected.
  • the intermediate container 100 provided to reduce the pressure immediately upstream of the rare gas filter 23, the relief valve 25 and the check valve 26 all operate even without external power such as a power supply.
  • the reactor containment vessel vent system 15a according to the present embodiment does not discharge the radioactive noble gas to the outside even if a situation such as a loss of power occurs.
  • the pressure in 1 can be reduced continuously. Also. At that time, the pressure in the reactor containment vessel 1 is also prevented from being reduced more than necessary.
  • FIG. 4 is the figure which showed typically the example of a structure of reactor containment vessel vent system 15b which concerns on the 3rd Embodiment of this invention.
  • the example of a structure of reactor containment vessel vent system 15b which concerns on this embodiment is shown in the frame of a broken line,
  • the example of the schematic cross-section of reactor containment vessel 1 is shown on the left side. It is shown.
  • the configuration of the reactor containment vent system 15b according to the present embodiment is the same as that of the reactor containment vent system 15 (see FIG. 1) according to the first embodiment except for the non-condensable gas collection mechanism 200. The difference is that it has been added.
  • differences from the first embodiment will be described.
  • the non-condensable gas collection mechanism 200 is provided on a return pipe 24 a that connects the immediately upstream portion of the rare gas filter 23 and the relief valve 25. Then, non-condensable gas such as nitrogen gas and radioactive noble gas which does not condense at a temperature around normal temperature is collected, and the collected non-condensable gas is made to flow into the intermediate container 100.
  • non-condensable gas such as nitrogen gas and radioactive noble gas which does not condense at a temperature around normal temperature is collected, and the collected non-condensable gas is made to flow into the intermediate container 100.
  • the principle of non-condensable gas collection in the non-condensable gas collection mechanism 200 is basically to cool the condensable and non-condensable mixed gas and condense the condensable gas such as steam. It is something to remove. At this time, cooling by natural convection of air or water can be used to cool the gas.
  • FIG. 5 is the figure which showed typically the example of a structure of the non-condensable gas collection mechanism 200 used with reactor containment vessel vent system 15b which concerns on the 3rd Embodiment of this invention.
  • the non-condensable gas collection mechanism 200 includes a condensation pipe 201 for capturing the non-condensable gas 202 (but excluding hydrogen gas), a flow path cover 203 for letting the outside air 205 flow, It consists of a check valve 204 and the like.
  • the condensing pipe 201 is branched from a portion immediately upstream of the rare gas filter 23 of the outlet pipe 20, and is provided substantially vertically from the lower side to the upper side.
  • the condenser pipe 201 is connected to the return pipe 24 a via the check valve 204 and is further connected to the intermediate container 100.
  • the outer peripheral portion of the vertical portion of the condensation pipe 201 including the check valve 204 is covered with the cylindrical flow path cover 203, and the flow path cover 203, the condensation pipe 201, and the outer peripheral portion of the check valve 204 There is provided a gap for letting the outside air 205 flow.
  • non-condensable gas 202 such as high temperature nitrogen gas or radioactive rare gas is retained in the condenser tube 201, and cold outside air 205 flows into the gap between the condenser tube 201 and the flow path cover 203. Therefore, the outside air 205 flowing into the gap between the condensing pipe 201 and the flow path cover 203 is warmed by the heat on the condensing pipe 201 side, and becomes an upward air flow by the chimney effect. Therefore, the cold outside air 205 is taken into the gap between the outer peripheral portion of the condensing tube 201 and the flow path cover 203, and the gas containing the non-condensable gas 202 staying in the condensing tube 201 is cooled. . Note that the longer the flow path cover 203 is, the larger the chimney effect is obtained.
  • the volume decreases accordingly, and the pressure in the condenser tube 201 locally decreases.
  • the non-condensable gas 202 staying immediately upstream of the noble gas filter 23 is instantaneously supplied to the local portion where the pressure is lowered.
  • the steam also flows in due to the density difference, it can be said that only the non-condensable gas 202 is supplied because the flowed-in steam condenses instantaneously.
  • non-condensable gas such as nitrogen and radioactive noble gas will stay in the condenser tube 201.
  • the pressure in the condenser tube 201 further increases. Then, when the pressure exceeds the set pressure PA of the relief valve 25 (see FIG. 4) provided on the downstream side of the check valve 204, the relief valve 25 opens, and the nitrogen and radioactive noble remaining in the condensing tube 201.
  • a non-condensable gas such as a gas flows into the intermediate container 100.
  • the non-condensable gas collection mechanism 200 can collect the non-condensable gas and store the collected non-condensable gas in the intermediate container 100.
  • the condenser tube 201 is disposed at a position higher than the filter vent container 16. In this case, the condensed water condensed in the condenser tube 201 is returned to the filter vent container 16 by gravity via the outlet pipe 20. Therefore, the effect of reducing the reduction of the scrubbing water 18 in the filter vent container 16 can be expected.
  • the check valve 204 may be a relief valve.
  • the relief valve 25 provided on the return pipe 24 a can be used as the relief valve.
  • condensing tube 201 natural convection of water may be used to cool the condensing tube 201.
  • a condenser of cooling water (not shown) is installed at a position higher than the condensing pipe 201, and the condensing pipe 201 is made to flow into the gap between the flow path cover 203 and the condensing pipe 201 using the water head difference between them. It can be cooled.
  • FIG. 6 is a view schematically showing an example of the configuration of another non-condensable gas collection mechanism 200a used in the reactor containment vessel vent system 15b according to the third embodiment of the present invention.
  • the non-condensable gas collection mechanism 200a is replaced with the non-condensable gas collection mechanism 200 shown in FIG. 5 in the reactor containment vent system 15b (see FIG. 4) according to the third embodiment. Used.
  • the difference between the configuration of the non-condensable gas collection mechanism 200 shown in FIG. 5 and the configuration of the non-condensable gas collection mechanism 200 a shown in FIG. 6 is that the disc type rare gas filter 23 is used in the former. On the other hand, in the latter, a cylindrical rare gas filter 23a is used.
  • the cylindrical rare gas filter 23a is disposed at a position connecting the outlet pipe 20 and the condensing pipe 201, which are arranged substantially vertically from the lower side to the upper side, and further both pipes. And coaxially installed. Therefore, of the gas flowing in the outlet pipe 20, the steam and hydrogen gas permeate the noble gas filter 23a in the radial direction, reach the exhaust tower 22 through the pipe covering the outside, and from the exhaust tower 22 to the outside. Released to the atmosphere.
  • non-condensable gas 202 such as nitrogen or radioactive noble gas which does not pass through the rare gas filter 23 a stays in the condenser tube 201. Then, when the pressure increases, it flows into the intermediate container 100 via the check valve 204 and the relief valve 25. Also in the example of FIG. 6, the outer peripheral portions of the check valve 204 and the condensing tube 201 are covered by the cylindrical flow path cover 203. Therefore, the non-condensable gas 202 retained in the condenser tube 201 is cooled by the cold outside air 205 flowing in the outer peripheral portion. Therefore, even if the non-condensable gas 202 is mixed with the vapor, the vapor is removed by condensation, so that only the non-condensable gas 202 flows into the intermediate container 100 and is stored.
  • non-condensable gas 202 such as nitrogen or radioactive noble gas which does not pass through the rare gas filter 23 a stays in the condenser tube 201. Then, when the pressure increases, it flows into the intermediate container 100
  • non-condensable gas collection in the non-condensable gas collection mechanism 200a as described above is almost the same as the principle of non-condensable gas collection described with reference to FIG. Therefore, the non-condensable gas can be collected by the non-condensable gas collection mechanism 200 a in the example of FIG. 6 and the collected non-condensable gas 202 can be stored in the intermediate container 100.
  • the condenser tube 201 is disposed at a position higher than the filter vent container 16. In that case, the condensed water condensed in the condenser tube 201 is returned to the filter vent container 16 by gravity via the outlet pipe 20. Therefore, the effect of reducing the reduction of the scrubbing water 18 in the filter vent container 16 can be expected.
  • cooling water container is installed at a position higher than the condensing pipe 201, and the outer peripheral surface of the condensing pipe 201 is cooled by flowing into the gap between the condensing pipe 201 and the flow path cover 203 using a water head difference. be able to.
  • the intermediate container 100, the non-condensable gas collection mechanism 200, 200a, the relief valve 25, and the check valve 26 provided to reduce the pressure immediately upstream of the rare gas filter 23 are all Are passive components that operate without external power such as a power supply. Therefore, the reactor containment vessel vent system 15b according to the present embodiment does not discharge radioactive noble gas to the outside even if a situation such as a loss of power occurs.
  • the pressure in 1 can be reduced continuously. Also. At that time, the pressure in the reactor containment vessel 1 is also prevented from being reduced more than necessary.
  • the reactor containment vessel venting system according to the second embodiment is the non-condensable gas collection mechanism 200, 200a used in the reactor containment vessel venting system 15b according to the third embodiment described above. It may be applied to 15a.
  • FIG. 7 is a view schematically showing an example of the configuration of a reactor containment vent system 15c according to a fourth embodiment of the present invention.
  • the example of a structure of reactor containment vessel vent system 15c which concerns on this embodiment is shown in the frame of a broken line
  • the example of the schematic cross-section of reactor containment vessel 1 is shown on the left side. It is shown.
  • the configuration of the reactor containment vessel vent system 15c according to the present embodiment is the reactor according to the second embodiment in that the non-condensable gas collection mechanism 200b in which the intermediate container 100 is incorporated is provided.
  • the relief valve 25 is provided not downstream but upstream of the non-condensable gas collection mechanism 200b.
  • the piping on the downstream side of the relief valve 25 is branched into two, one of which is connected to the reactor containment vessel 1 via the check valve 26, and the other via the check valve 130 and the steam trap 110. It is also different in that it is connected to the filter vent container 16.
  • these differences will be described.
  • FIG. 8 schematically shows an example of a configuration in which the noncondensable gas 202 is collected by the noncondensable gas collection mechanism 200b in the reactor containment vessel vent system 15b according to the fourth embodiment of the present invention.
  • the non-condensable gas collection mechanism 200 b covers the intermediate container 100 for collecting and storing the non-condensable gas 202 and covers the outer peripheral surface of the intermediate container 100 in the vertical direction.
  • a flow path cover 203 which allows the outside air 205 to flow in the gap formed therebetween.
  • the intermediate vessel 100 and the immediately upstream portion of the noble gas filter 23 in the outlet pipe 20 are connected by the return pipe 24 a. Therefore, with the passage of time, nitrogen and radioactive noble gas which can not permeate the noble gas filter 23 stay and are stored immediately upstream of the noble gas filter 23 and in the intermediate container 100. However, at this time, it is considered that steam is also mixed in the intermediate container 100.
  • the temperature of the gas mixed with the vapor stored in the intermediate container 100 also decreases. Then, when the temperature becomes equal to or lower than the dew point temperature of the steam, the condensation of the steam starts, and the steam is removed from the gas stored in the intermediate container 100.
  • the gas stored in the intermediate container 100 from which the vapor is removed that is, nitrogen and The radioactive noble gas is returned to the reactor containment vessel 1 via the return pipe 24b.
  • the condensed water generated in the intermediate container 100 is filtered vent container 25 via the relief valve 25 provided on the bypass pipe 120 provided in the downward direction, the check valve 130 and the steam trap 110. It is returned to 16. At this time, the condensed water basically passes through the bypass pipe 120 by gravity and reaches the filter vent container 16.
  • water may be used to cool the intermediate container 100 by the flow path cover 203.
  • a container (not shown) of the cooling water is installed at a position higher than the intermediate container 100, and the cooling water is made to flow into the gap between the flow path cover 203 and the intermediate container 100 by utilizing the water head difference between them.
  • the intermediate container 100 can be cooled
  • the relief valve 25 provided on the return pipe 24c is not essential. If the check valve 26 is installed on the return pipe 24b, even if the relief valve 25 is not installed, the functions of collection and storage of the noncondensable gas 202 by the noncondensable gas collection mechanism 200b are maintained. Be done.
  • connection destination of the bypass pipe 120 may be either the upstream side or the downstream side of the filter vent container 16.
  • the check valve 130 provided on the bypass pipe 120 is not essential. However, when the check valve 130 is provided, the backflow of the fluid from the filter vent container can be prevented.
  • the shape of the rare gas filter 23 provided in the outlet pipe 20 may be either a disk type used in the example of FIG. 5 or a cylindrical type used in the example of FIG. 6.
  • the non-condensable gas collection mechanism 200b provided to reduce the pressure immediately upstream of the rare gas filter 23, the relief valve 25 and the check valve 26 all have an external power such as a power supply. It is a passive component that operates even without it. Therefore, the reactor containment vessel vent system 15c according to the present embodiment does not discharge radioactive noble gas to the outside even if a situation such as a loss of power occurs.
  • the pressure in 1 can be reduced continuously. Also. At that time, the pressure in the reactor containment vessel 1 is also prevented from being reduced more than necessary.
  • the present invention is not limited to the embodiments and the modifications described above, and further includes various modifications.
  • the embodiments and the modifications described above are described in detail to explain the present invention in an easy-to-understand manner, and are not necessarily limited to those having all the described configurations.
  • it is possible to replace part of the configuration of one embodiment or modification with the configuration of another embodiment or modification, and another embodiment or modification to the configuration of one embodiment or modification It is also possible to add the configuration of
  • reactor containment vessel 2 core 3 reactor pressure vessel 4 main steam pipe 5 drywell 6 steam relief safety valve 7 wet well 8 suppression pool 9 steam relief safety valve exhaust pipe 10 quencher 11 vent pipe 11 a vent pipe exhaust part 12 diaphragm floor 13 vent Piping 14 isolation valve 15, 15a, 15b. 15c reactor containment vent system 16 filter vent container 17 inlet piping 18 scrubbing water 19 metal filter 20 outlet piping 21 shielding wall 22 exhaust tower 23 rare gas filter 24a, 24b, 25c return piping 25 relief valve 38 iodine filter 100 intermediate container 110 Steam trap 120 bypass pipe 130 check valve 200, 200a, 200b non-condensable gas collection mechanism 201 condensation pipe 202 non-condensable gas 203 flow path cover 204 check valve 205 outside air

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Abstract

本発明の原子炉格納容器ベントシステム（１５）は、原子炉格納容器（１）内から排出され大気に放出されるベントガスのうち少なくとも蒸気を通し放射性希ガスを通さない希ガスフィルタ（２３）がベントライン（１３）の最下流部に設けられており、前記ベントライン（１３）における前記希ガスフィルタ（２３）の直上流部と前記原子炉格納容器（１）とを接続する戻り配管（２４ａ，２４ｂ）と、前記配管（２４ａ，２４ｂ）上に設けられ、前記希ガスフィルタ（２３）を透過できなかった放射性希ガスを含む気体が流入して貯留される中間容器（１００）とを備えており、前記希ガスフィルタ（２３）の直上流部に所定の圧力以上の放射性希ガスが滞留した場合に、その滞留した放射性希ガスが前記中間容器（１００）に流れ込むことで、前記希ガスフィルタ（２３）は蒸気の透過性を喪失せず、電源が喪失されるような事態になっても継続的に蒸気を大気に放出できる。

Description

原子炉格納容器ベントシステム
　本発明は原子力発電プラントに用いられる原子炉格納容器ベントシステムに関する。
　原子力発電プラントでは、原子炉圧力容器内に配置された炉心が万が一溶融するような事態（以下、過酷事故という）が発生しても、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、事故が収束するように設計されている。しかしながら、その過酷事故時の原子炉格納容器の冷却が不十分であるような場合には、蒸気の生成が継続し、原子炉格納容器内の圧力が増大する。そして、原子炉格納容器の圧力がさらに増大した場合には、原子炉格納容器が破損し、大量の放射性物質が大気に放出されるような、さらに過酷な事態となる恐れがある。
　そこで、原子炉格納容器内の圧力が所定の圧力以上に増大した場合には、原子炉格納容器内の気体を大気中に放出し、原子炉格納容器内を減圧する操作が行われる。この原子炉格納容器内を減圧する操作をベント操作という。沸騰水型原子炉でベント操作を行う場合、原子炉格納容器内の気体（以下、ベントガスという）は、サプレッションプールのプール水の中に放出され、プール水によるスクラビング効果により放射性物質が除去される。そして、放射性物質が除去されたベントガスが大気中に放出される。
　従来の沸騰水型原子炉では、ベントガスは、サプレッションプールのプール水により放射性物質が除去された上で、大気中に放出される。しかしながら、プール水によるスクラビングだけでは、放射性物質を全て除去することはできない。そこで、この大気に放出される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。従来の原子炉格納容器ベントシステムは、ベントガスをスクラビングする水を内包したタンク、タンクの水中にベントガスを導く配管、タンクからベントガスを排出する出口に設けられた金属フィルタやヨウ素フィルタなどを備えて構成される。
　このような原子炉格納容器ベントシステムでは、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、粒子状放射性物質が除去される。また、スクラビングで除去しきれなかった粒子状放射性物質は、金属フィルタで除去され、ヨウ素などのガス状放射性物質は、ヨウ素フィルタでの化学反応や吸着作用によって除去される。
　これらの放射性物質の除去手段のさらに下流部（排気口側）には、放射性希ガスを透過しない希ガスフィルタが配置されている。この希ガスフィルタにより放射性希ガスも除去される。
　ところが、単に希ガスフィルタが設置されるだけでは、ベントガスの排出配管内において希ガスフィルタの上流側に接している領域（以下、直上流部という）には、希ガスフィルタを透過できない希ガスを含む気体が滞留することとなる。この場合、滞留した希ガスを含む気体の分圧が高くなるため、希ガスフィルタが透過させるべき蒸気の透過性能が低下する。すなわち、排出されるべき蒸気が希ガスフィルタを透過できなくなる。その結果、原子炉格納容器ベントシステムは、ベント操作がされても、原子炉格納容器内の蒸気を継続的に排出することができなくなり、最終的には原子炉格納容器内の圧力を下げることができなくなる。
　そこで、例えば、特許文献１に記載の原子炉格納容器ベントシステムでは、ベントガス出口配管内の希ガスフィルタの直上流部に滞留する希ガスを含む気体を、原子炉格納容器に戻す配管および機構が設けられている。この場合には、希ガスフィルタの直上流部に希ガスフィルタを透過できない希ガスを含む気体が滞留することがなくなるので、希ガスフィルタにより蒸気の排出が妨げられることはなくなる。すなわち、希ガスフィルタは、その透過性能を継続的に維持することができる。
特表２０１６－５２１８４３号公報
　しかしながら、特許文献１に記載の原子炉格納容器ベントシステムでは、希ガスフィルタの直上流部に滞留した気体を原子炉格納容器内へ戻すために、ポンプなどの能動装置が用いられている。そのポンプなどの能動装置を駆動するためには、電源の供給が不可欠である。したがって、電源が喪失されるような万が一の事態が発生して、ポンプなどの能動装置の駆動ができなくなると、希ガスフィルタが蒸気の透過性能を喪失し、原子炉格納容器内の圧力を継続的に下げることができなくなる可能性がある。
　原子炉格納容器内の圧力を継続的に下げることを可能にするためには、電源が喪失されるような万が一の事態が発生しても、希ガスフィルタが蒸気の透過性能を喪失しないようにする必要がある。
　本発明の目的は、電源が喪失されるような事態になっても、原子炉格納容器内で発生する蒸気を大気へ継続的に放出することが可能な原子炉格納容器ベントシステムを提供することにある。
　本発明に係る原子炉格納容器ベントシステムは、原子炉格納容器内の気体を大気に放出して前記原子炉格納容器内を減圧する原子炉格納容器ベントシステムであって、前記原子炉格納容器内から排出され、大気に放出されるまでのベントガスの流路を形成するベントラインと、前記ベントラインの最下流部に設けられ、前記ベントガスのうち少なくとも蒸気を通し放射性希ガスを通さない希ガスフィルタと、前記ベントラインにおける前記希ガスフィルタの直上流部と前記原子炉格納容器とを接続する戻り配管と、前記戻り配管上に設けられ、前記希ガスフィルタを透過できなかった放射性希ガスを含む気体が流入して、貯留される中間容器と、を備えることを特徴とする。
　本発明によれば、電源が喪失されるような事態になっても、原子炉格納容器内で発生する蒸気を大気へ継続的に放出することが可能な原子炉格納容器ベントシステムを提供することができる。
本発明の第１の実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成の例を模式的に示した図である。 本発明の第１の実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステムにおいて、ベント操作後の原子炉格納容器、希ガスフィルタの直上流部および中間容器それぞれにおける圧力の時間推移の例を示した図である。 本発明の第２の実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成の例を模式的に示した図である。 本発明の第３の実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成の例を模式的に示した図である。 本発明の第３の実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステムで用いられる非凝縮性ガス捕集機構の構成の例を模式的に示した図である。 本発明の第３の実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステムで用いられる他の非凝縮性ガス捕集機構の構成の例を模式的に示した図である。 本発明の第４の実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成の例を模式的に示した図である。 本発明の第４の実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステムにおいて、非凝縮性ガス捕集機構により非凝縮性ガスを捕集する構成の例を模式的に示した図である。
　以下、本発明の実施形態について、図面を参照して詳細に説明する。なお、各図面において、共通する構成要素には同一の符号を付し、重複した説明を省略する。
≪第１の実施形態≫
　図１は、本発明の第１の実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５の構成の例を模式的に示した図である。なお、図１では、破線の枠内に、本実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５の構成の例が示されており、その左側には、原子炉格納容器１の概略断面構造の例が示されている。
　図１に示すように、原子炉格納容器１内には、炉心２を内包する原子炉圧力容器３が設置されている。そして、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発電用のタービン（図示せず）に送る主蒸気管４が接続されている。なお、本明細書では、蒸気とは、水蒸気を意味するものとする。
　原子炉格納容器１の内部は、鉄筋コンクリート製のダイヤフラムフロア１２によってドライウェル５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いう。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という。ドライウェル５とウェットウェル７は、ベント管１１によって相互に連通されており、ベント管排気部１１ａ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。
　主蒸気管４などの配管類の一部が損傷し、原子炉格納容器１内に蒸気が流出する配管破断事故は、一般的にはＬＯＣＡ（Loss of Coolant Accident）の名称で知られている。このような事故は、通常は主蒸気管４が通るドライウェル５で発生する。そして、万が一ではあるが、このような事故が発生し、主蒸気管４などの破断口からドライウェル５内へ蒸気が流出した場合には、まず、ドライウェル５内の圧力が上昇する。
　ドライウェル５内に流出した蒸気は、ドライウェル５とウェットウェル７の圧力差によって、ベント管１１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の水中に導かれる。このとき、蒸気はサプレッションプール８のプール水で凝縮されるので、原子炉格納容器１内の圧力上昇は抑制される。また、その蒸気内に含まれている放射性物質は、サプレッションプール８のプール水のスクラビング効果により、その大半が除去される。
　なお、沸騰水型原子炉の原子炉格納容器１には、原子炉圧力容器３内や主蒸気管４内の圧力が異常に上昇した場合、その圧力を減ずる手段として、蒸気逃し安全弁６、蒸気逃し安全弁排気管９、クエンチャ１０などが設けられている。これは、圧力上昇が単なる異常な圧力上昇にとどまらずＬＯＣＡなどの事故に到るのを防止するためのものである。
　すなわち、原子炉圧力容器３内や主蒸気管４内の圧力が異常に上昇した場合には、主蒸気管４に設けられた蒸気逃し安全弁６が開けられ、主蒸気管４内の蒸気は、蒸気逃し安全弁排気管９およびクエンチャ１０を通してサプレッションプール８の水中に放出される。この蒸気のサプレッションプール８の水中への放出により、大半の蒸気が凝縮されるので、原子炉圧力容器３内や主蒸気管４内が減圧される。また、その蒸気内に含まれている放射性物質は、サプレッションプール８のプール水のスクラビング効果により、その大半が除去される。
　以上のように、本実施形態では、サプレッションプール８で蒸気を凝縮させ、サプレッションプール８内のプール水を図示しない残留熱除去系で冷却することにより、原子炉格納容器１内の温度および圧力の上昇を防止することができる。つまり、主蒸気管４などからのドライウェル５への蒸気の流出事故は、通常は収束させることができる。
　しかしながら、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内の圧力が上昇する。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。
　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も想定される。その場合には、原子炉格納容器１内の圧力は上昇を続ける。このような原子炉格納容器１内の圧力上昇が起きた場合には、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内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内の気体を外部（大気）に放出することにより行う。ウェットウェル７内の気体は、サプレッションプール８のプール水で放射性物質がほとんど除去されたものであるので、大気の放射性物質による汚染が最小限に抑制される。
　以上のベント操作をする際に、原子炉格納容器１内から放出される気体（以下、ベントガスという）から、さらに放射性物質を取り除く装置として原子炉格納容器ベントシステム１５がある。以下、この原子炉格納容器ベントシステム１５について詳しく説明する。なお、図１の破線で囲まれた部分（原子炉格納容器ベントシステム１５）において、実線で表された配管の側に記載された矢印は、ベントガスの流れの方向を示し、ローマ数字は、ベントガスに含まれる気体のおおよその種類を示したものである。
　図１に示すように、ベント配管１３の一端は、分岐して原子炉格納容器１のドライウェル５とウェットウェル７との両方に接続されており、この分岐したベント配管１３には、それぞれ隔離弁１４が配設されている。そして、ベント配管１３の他端は、フィルタベント容器１６の入口配管１７に接続されており、入口配管１７の先端部は、フィルタベント容器１６内に開口している。
　また、フィルタベント容器１６内の下部側には、スクラビング水１８が貯留されており、その上部側には金属フィルタ１９およびヨウ素フィルタ３８が直列に設置されている。そして、金属フィルタ１９およびヨウ素フィルタ３８は、フィルタベント容器１６の出口配管２０の一端が接続されている。また、出口配管２０の他端は、遮蔽壁２１を貫通して遮蔽壁２１外に導出され、希ガスフィルタ２３を経由して、最終的には排気塔２２に接続されている。
　ベント操作は、通常、ウェットウェル７側の隔離弁１４ａを開くことで開始される。すなわち、過酷事故などにより原子炉格納容器１内の圧力が異常に上昇した場合には、ベント操作としてウェットウェル７側の隔離弁１４ａが開けられる。このとき、原子炉格納容器１内に充満した高圧のガスは、サプレッションプール８のプール水の中を通ってウェットウェル７側に放出される。このとき、ウェットウェル７側に放出される蒸気などの気体は、サプレッションプール８のプール水によってスクラビングされたものであるので、大半の放射性物質が除去されたものとなっている。これは、沸騰水型原子炉の安全上の大きな特徴となっている。
　次に、ウェットウェル７内の気体は、ベントガスとして、ベント操作で開けられた隔離弁１４ａを通過し、さらにベント配管１３および入口配管１７を経由して、フィルタベント容器１６内のスクラビング水１８の中に放出される。このとき、ベント配管１３を通過するベントガスは、蒸気（水蒸気）、水素、窒素などを主成分とするが、エアロゾル状の放射性物質や放射性希ガスなども含んでいる。
　スクラビング水１８の中に放出されたベントガスは、スクラビング水１８によってスクラビングされ、主にエアロゾル状の放射性物質のほとんどが除去される。さらに、スクラビング水１８によりスクラビングされたベントガスは、金属フィルタ１９およびヨウ素フィルタ３８により、ヨウ素などの気体状の放射性物質が除去される。したがって、ヨウ素フィルタ３８の下流側の出口配管２０を通過するベントガスは、エアロゾル状の放射性物質や放射性ヨウ素などが除去されたものとなっている。
　さらに、本実施形態では、フィルタベント容器１６からヨウ素フィルタ３８を経て排気塔２２に到る出口配管２０上の排気塔２２近傍に希ガスフィルタ２３が設けられている。この希ガスフィルタ２３は、放射性希ガスや窒素ガスを通さず、水蒸気や水素ガスを透過させるフィルタ材により構成されている。したがって、排気塔２２からは、水蒸気および水素ガスだけが大気へ放出される。
　なお、以上の原子炉格納容器ベントシステム１５において、原子炉格納容器１からベント配管１３、フィルタベント容器１６および出口配管２０などを経て排気塔２２に到る配管や放射性物質除去手段などからなるベントガスの流路をベントラインという。
　また、以上の原子炉格納容器ベントシステム１５において、希ガスフィルタ２３は、ベント配管１３および出口配管２０上のどの位置に配置しても放射性希ガスを除去することができる。しかしながら、出口配管２０の最下流部に配置することが最良の選択と考えられる。この場合、希ガスフィルタ２３は、フィルタベント容器１６、金属フィルタ１９およびヨウ素フィルタ３８の下流側に配置されるので、希ガスフィルタ２３にエアロゾル状の放射性物質などが付着することを防止することができる。
　したがって、この場合には、希ガスフィルタ２３に放射性物質などが付着することなどによる性能劣化を抑制することができる。また、過酷事故時に発生する可能性のある溶融燃料からの影響に曝されることをも防止することができる。よって、原子炉格納容器ベントシステム１５の信頼性を向上させることができる。
　以上のように、本実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５は、原子炉格納容器１内で蒸気や放射性物質が発生するような過酷事故が起きても、放射性希ガスを閉じ込め、蒸気を排気塔２２から外部へ排出することができる。よって、原子炉格納容器１内の圧力を下げることができる。
　続いて、希ガスフィルタ２３のフィルタ材について説明しておく。希ガスフィルタ２３は、蒸気を透過させる必要があり、また、原子炉格納容器１内の圧力上昇を防止するためには、炉心２が溶融した際に発生する水素ガスも透過させることが求められる。ここで、希ガスフィルタ２３を透過する蒸気（水）や水素の分子径は、０．３ｎｍ以下と小さく、透過しない放射性希ガス（Ｋｒ、Ｘｅなど）の分子径は、それよりもかなり大きい。したがって、希ガスフィルタ２３の構造材としては、分子径が小さい蒸気や水素ガスを選択的に透過させる分子ふるい膜を利用することができる。
　なお、沸騰水型原子炉の場合、原子炉格納容器１内の気体は窒素に置換されている。そのため、分子径を利用した分子ふるい膜を用いて放射性希ガスを選択する場合には、その分子ふるい膜は、分子径がＫｒやＸｅの分子径の大きさに近い窒素分子を透過させない可能性がある。しかしながら、原子炉格納容器１内を減圧する観点からは、圧力上昇の原因が蒸気や水素ガスであるため、分子ふるい膜が窒素分子を透過させないとしても問題とならない。
　以上のような条件に適した分子ふるい膜のフィルタ材としては、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などがある。これら分子ふるい膜は、一般的には水素の精製に用いるフィルタとして知られているものである。なお、希ガスフィルタ２３のフィルタ材は、ＫｒやＸｅを透過せず、水素や水（蒸気）の分子を透過する膜であるならば、どのような膜であってもよい。
　前記のようなフィルタ材を用いた希ガスフィルタ２３は、蒸気と水素ガスを透過し、窒素と放射性希ガスを透過しないことにより、放射性希ガスを除去しながら、原子炉格納容器１内の圧力上昇の原因となる蒸気と水素ガスを放出することができる。
　ところで、従来からの技術課題でもあるが、希ガスフィルタ２３によりベントガスから放射性希ガスを除去する場合、希ガスフィルタ２３による蒸気および水素ガスの透過性能が時間の経過とともに低下するという問題がある。この問題は、出口配管２０内において希ガスフィルタ２３の上流側に接している領域（以下、希ガスフィルタ２３の直上流部、または、単に、直上流部という）に、希ガスフィルタ２３を透過できない窒素ガスや放射性希ガスが滞留することに起因する。
　すなわち、希ガスフィルタ２３の直上流部に希ガスフィルタ２３を透過できない窒素ガスや放射性希ガスが滞留すると、これらのガスの分圧が上昇し、希ガスフィルタ２３が透過させるべき蒸気や水素ガスの透過が妨げられることになる。そのため、希ガスフィルタ２３による蒸気や水素ガスの透過性能が低下し、最終的には透過機能が失われる。
　そして、希ガスフィルタ２３による蒸気や水素ガスの透過機能が失われると、希ガスフィルタ２３の直上流部の圧力は、原子炉格納容器１内の圧力と同程度まで上昇する。これは、ベントの機能が喪失されることを意味する。
　このような事態に到るのを防止するために、本実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５では、希ガスフィルタ２３の直上流部に滞留する窒素ガスや放射性希ガスなどの気体を別途貯留するための中間容器１００が設けられている。そして、希ガスフィルタ２３の直上流部と中間容器１００とは戻り配管２４ａを介して接続され、戻り配管２４ａ上には逃し弁２５が設けられている。
　逃し弁２５は、ダイアフラム方式の逃し弁などにより構成され、一次側の流体圧力が設定圧ＰＡを上回ると開き、設定圧ＰＢ（ただし、ＰＢ＜ＰＡ）を下回ると閉じる構造を有している。したがって、本実施形態の場合、希ガスフィルタ２３の直上流部の圧力が上昇し設定圧ＰＡを上回ると、逃し弁２５が開く。その際、希ガスフィルタ２３の直上流部に滞留している窒素ガスおよび放射性希ガスなどの気体は、中間容器１００内へ流れ込む。なお、中間容器１００内の初期圧力は、真空圧または大気圧が望ましく、その初期状態の気体は、窒素置換などによって酸素が排除されていることが望ましい。
　したがって、本実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５では、希ガスフィルタ２３の直上流部に滞留する気体の圧力を逃し弁２５の設定圧ＰＡ以下に抑制することができる。すなわち、希ガスフィルタ２３の直上流部における窒素ガスや放射性希ガスの合計の分圧が所定値を超えないようにすることができる。
　そのため、本実施形態では、希ガスフィルタ２３は、窒素ガスや放射性希ガスを透過させずに蒸気や水素ガスを透過させる性能を継続して維持することができる。つまり、本実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５では、過酷事故時などにおいても、原子炉格納容器１内の圧力増大の原因となる蒸気と水素ガスを継続的に外部に放出することができるので、原子炉格納容器１内を継続的に減圧することができる。
　さらに、本実施形態では、中間容器１００と原子炉格納容器１とは、戻り配管２４ｂを介して接続され、その戻り配管２４ｂ上には逆止弁２６が設けられている。逆止弁２６は、原子炉格納容器１から中間容器１００へ流体の流れを阻止するものであり、本実施形態では、原子炉格納容器１内の放射性物質の中間容器１００内への流入を防止する。
　一方で、逆止弁２６は、中間容器１００から原子炉格納容器１への流体の流れは阻止しないものとなっている。そのため、中間容器１００内の圧力が原子炉格納容器１内の圧力よりも高くなったときには、中間容器１００に貯留された気体は、原子炉格納容器１内に流入する。したがって、本実施形態では、原子炉格納容器１内の圧力が必要以上に低下するのを防止することができる
　ちなみに、原子炉圧力容器３および原子炉格納容器１を冷却するために、ベント操作後に原子炉格納容器１内に冷却水をスプレイした場合、原子炉格納容器１内の圧力が必要以上に低下する場合がある。あるいは、長時間の自然冷却によって、原子炉格納容器１内の圧力が必要以上に低下する場合がある。このような場合に、中間容器１００に貯留された気体が原子炉格納容器１内に流入することになる。
　なお、逆止弁２６については、逆止弁に限定されず、逃し弁で代用することもできる。ただし、この場合の逃し弁の弁開の設定圧は、原子炉格納容器１内の初期圧力よりも低い値に設定する必要がある。
　図２は、本発明の第１の実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５において、ベント操作後の原子炉格納容器１、希ガスフィルタ２３の直上流部および中間容器１００それぞれにおける圧力の時間推移の例を示した図である。図２において、グラフの横軸は時間、縦軸は圧力を表し、一点鎖線は、原子炉格納容器１内の圧力、太破線は、希ガスフィルタ２３の直上流部における圧力、太実線は、中間容器１００内の圧力を表している。
　ここで、原子炉格納容器１内の初期圧力をＰ０、希ガスフィルタ２３の直上流部の初期圧力をＰ１、中間容器１００の初期圧力をＰ２とし、逃し弁２５の弁開の設定圧をＰＡ、弁閉の設定圧をＰＢとする。また、図２において、ｔ１０，ｔ１１，ｔ１２，・・・は、逃し弁２５の弁開の時刻、ｔ２０，ｔ２１，ｔ２２，・・・は、逃し弁２５の弁閉の時刻、ｔ３は、逆止弁２６の弁開の時刻を表す。
　希ガスフィルタ２３の直上流部の初期圧力Ｐ１は、大気圧と同程度である。しかしながら、ベント操作が行われると、原子炉格納容器から放出されるベントガスにより、希ガスフィルタ２３の直上流部の圧力は次第に上昇する。これは、希ガスフィルタ２３の直上流部に窒素ガスや放射性希ガスが滞留することにより、希ガスフィルタ２３を透過する蒸気や水素ガスの透過が妨げられるからである。
　そして、希ガスフィルタ２３の直上流部の圧力が逃し弁２５の設定圧ＰＡを超えると、逃し弁２５が開いて（時刻ｔ１０）、希ガスフィルタ２３の直上流部に滞留していた窒素ガスや放射性希ガスが中間容器１００に流入する。このとき、希ガスフィルタ２３の蒸気透過性能が回復するため、希ガスフィルタ２３の直上流部の圧力は減少する。そして、希ガスフィルタ２３の直上流部の圧力が逃し弁２５の設定圧ＰＢ以下まで減少すると、逃し弁２５が閉じる（時刻ｔ２０）。
　そのため、希ガスフィルタ２３の直上流部には、窒素ガスや放射性希ガスが再度滞留し始め、その圧力は上昇に転じる。そして、これ以降、時刻ｔ１１，ｔ２１まで、さらに、時刻ｔ１２，ｔ２２まで・・・と、以上に説明した動作と同様の動作が繰り返される。したがって、希ガスフィルタ２３の直上流部の圧力は、高々、逃し弁２５の設定圧ＰＡまでしか上昇しないので、希ガスフィルタ２３による蒸気や水素ガスの透過性能は、一定の性能を維持することができる。よって、原子炉格納容器１からは蒸気や水素ガスの排出が継続的に行われることになるので、原子炉格納容器１内の圧力は、次第に低下していく。
　なお、中間容器１００内の圧力は、逃し弁２５の弁開時に流入する窒素ガスおよび放射性希ガスの量に応じて次第に上昇していく。そして、中間容器１００内の圧力が原子炉格納容器１内の圧力を上回ると逆止弁２６が開き（時刻ｔ３）、中間容器１００内に貯留された窒素ガスおよび放射性希ガスが原子炉格納容器１へ流入する。こうして、窒素ガスおよび放射性希ガスは、原子炉格納容器１へ戻されることとなる。
　以上、本実施形態において、希ガスフィルタ２３の直上流部の圧力を減ずるために設けられた中間容器１００、逃し弁２５および逆止弁２６は、いずれも電源などの外部動力がなくても作動する受動部品である。したがって、希ガスフィルタ２３の直上流部に滞留した窒素および放射性希ガスなどの気体は、その圧力が逃し弁２５の設定圧ＰＡに達したときには、電源が供給されなくても中間容器１００内へ移動する。また、中間容器１００内の気体の圧力が原子炉格納容器１内の圧力よりも高くなったときには、中間容器１００に貯留された気体は、電源が供給されなくても原子炉格納容器１内に移動、つまり、戻ることとなる。
　したがって、本実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５は、電源が喪失されるような万が一の事態が生じた場合であっても、放射性希ガスを外部に放出させることなく、原子炉格納容器１内の圧力を継続的に減少させることができる。また。その際に、原子炉格納容器１内の圧力が必要以上に低下することも防止される。
　なお、本実施形態では、希ガスフィルタ２３の直上流部と原子炉格納容器１は、１系統の戻り配管２４ａ、中間容器１００および戻り配管２４ｂで接続されるとしているが、複数系統の戻り配管２４ａ、中間容器１００および戻り配管２４ｂで接続されてもよい。この場合、１系統の場合よりも中間容器１００の容量を小さくすることができる。
　また、この場合は、何らかの原因で、ある１系統の中間容器１００や戻り配管２４ａ、２４ｂが使用できなくなった場合でも、残りの系統の中間容器１００や戻り配管２４ａ、２４ｂを用いて、希ガスフィルタ２３の直上流部の圧力を低下させることができる。したがって、原子炉格納容器ベントシステム１５の信頼性を向上させることができる。
　なお、以上、第１の実施形態の説明では、原子炉格納容器ベントシステム１５は、改良型沸騰水型原子炉に適用されることを前提として説明をしたが、加圧水型原子炉や高速増殖炉などの軽水炉以外の炉型にも適用可能であることは言うまでもない。また、第１の実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５では、放射性物質除去装置としては、フィルタベント容器１６など湿式放射性物質除去装置を用いられているが、乾式放射性物質除去装置を用いることもできる。なお、これらの事情については、後記する第２～第４の実施形態でも同様である。
≪第２の実施形態≫
　図３は、本発明の第２の実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５ａの構成の例を模式的に示した図である。なお、図３では、破線の枠内に、本実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５ａの構成の例が示されており、その左側には、原子炉格納容器１の概略断面構造の例が示されている。
　本実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５ａの構成は、第１の実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５（図１参照）の構成に、バイパス管１２０、蒸気トラップ１１０および逆止弁１３０が新たに追加されている点で相違している。以下、第１の実施形態との相違点について説明する。
　第１の実施形態では、中間容器１００には、希ガスフィルタ２３の直上流部に滞留した窒素ガスおよび放射性希ガスが流入するものとし、蒸気が流入することについては無視している。しかしながら、逃し弁２５が開いたときには、窒素ガスおよび放射性希ガスだけでなく蒸気の一部が中間容器１００に流入する可能性がある。そこで、本実施形態では、中間容器１００には、窒素ガスおよび放射性希ガスに加え、本来は大気へ放出されるべき蒸気の一部が流入するものとする。
　中間容器１００に蒸気が流入する場合、その蒸気は、中間容器１００内で冷えて凝縮し、凝縮水として中間容器１００の中に溜まる。そこで、本実施形態では、第１の実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５（図１参照）の構成に、中間容器１００とフィルタベント容器１６とを接続するバイパス管１２０と、このバイパス管１２０上に設けられた蒸気トラップ１１０とを追加する構成とした。
　具体的には、中間容器１００の底部から下方に向けてフィルタベント容器１６に接続されるバイパス管１２０が設けられ、さらに、そのバイパス管１２０上には逆止弁１３０および蒸気トラップ１１０が設けられている。したがって、中間容器１００に流入した蒸気は、冷えて凝縮水となると、重力によりバイパス管１２０を経由してフィルタベント容器１６内に流入する。蒸気トラップ１１０は、凝縮水のみを通し、その気体成分（蒸気）を通さない機能を有している。したがって、フィルタベント容器１６内へは、凝縮水のみが流入する。
　なお、逆止弁１３０は、凝縮水の中間容器１００への逆流を防止するものであるが、省略することもできる。また、ここでは、中間容器１００からフィルタベント容器１６に到るバイパス管１２０の接続先は、フィルタベント容器１６内であるとしているが、フィルタベント容器１６の上流側、下流側のいずれであってもよい。
　以上、本実施形態によれば、中間容器１００に流入した蒸気は、凝縮水となってフィルタベント容器１６へ戻される。したがって、中間容器１００には、より多くの窒素ガスおよび放射性希ガスを貯留することが可能になる。また、逆に考えれば、その分、中間容器１００の容積を小さくすることができる。さらに、本実施形態では、凝縮水がフィルタベント容器１６へ戻されるので、スクラビング水１８の減少を抑制する効果も期待することができる。
　また、本実施形態において、希ガスフィルタ２３の直上流部の圧力を減ずるために設けられた中間容器１００、逃し弁２５および逆止弁２６は、いずれも電源などの外部動力がなくても作動する受動部品である。したがって、本実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５ａは、電源が喪失されるような万が一の事態が生じた場合であっても、放射性希ガスを外部に放出させることなく、原子炉格納容器１内の圧力を継続的に減少させることができる。また。その際に、原子炉格納容器１内の圧力が必要以上に低下することも防止される。
≪第３の実施形態≫
　図４は、本発明の第３の実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５ｂの構成の例を模式的に示した図である。なお、図４では、破線の枠内に、本実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５ｂの構成の例が示されており、その左側には、原子炉格納容器１の概略断面構造の例が示されている。
　本実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５ｂの構成は、第１の実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５（図１参照）の構成に、新たに非凝縮性ガス捕集機構２００が追加されている点で相違している。以下、第１の実施形態との相違点について説明する。
　希ガスフィルタ２３の直上流部に滞留した窒素ガスおよび放射性希ガスは、逃し弁２５が開いたときに中間容器１００へ流入するが、このとき、本来外部へ放出されるべき蒸気も中間容器１００へ流入する。そこで、本実施形態では、蒸気の流入を防止するために、第１の実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５（図１参照）に、非凝縮性ガス捕集機構２００を追加する構成とした。
　図４に示すように、非凝縮性ガス捕集機構２００は、希ガスフィルタ２３の直上流部と逃し弁２５とをつなぐ戻り配管２４ａ上に設けられる。そして、常温程度の温度では凝縮しない窒素ガスや放射性希ガスなどの非凝縮性ガスを捕集し、その捕集した非凝縮性ガスを中間容器１００へ流入させる。
　なお、非凝縮性ガス捕集機構２００における非凝縮性ガス捕集の原理は、基本的には、凝縮性および非凝縮性の混合ガスを冷却し、蒸気など凝縮性のガスを凝縮させることにより除去するものである。このとき、ガスの冷却には、空気や水の自然対流による冷却を利用することができる。
　図５は、本発明の第３の実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５ｂで用いられる非凝縮性ガス捕集機構２００の構成の例を模式的に示した図である。図５に示すように、非凝縮性ガス捕集機構２００は、非凝縮性ガス２０２（ただし、水素ガスを除く）を捕捉する凝縮管２０１、外気２０５を通流させるための流路カバー２０３、逆止弁２０４などにより構成される。
　凝縮管２０１は、出口配管２０の希ガスフィルタ２３の直上流部から分岐して、下方から上方に向けて略鉛直に設けられる。この凝縮管２０１は、逆止弁２０４を介して戻り配管２４ａに接続され、さらに中間容器１００に接続される。ここで、逆止弁２０４を含む凝縮管２０１の鉛直部分は、その外周部が円筒状の流路カバー２０３によって覆われており、流路カバー２０３と凝縮管２０１および逆止弁２０４の外周部との間には、外気２０５を通流させるための間隙が設けられている。
　この場合、凝縮管２０１には高温の窒素ガスや放射性希ガスなどの非凝縮性ガス２０２が滞留し、凝縮管２０１と流路カバー２０３との間隙には冷たい外気２０５が流入する。したがって、凝縮管２０１と流路カバー２０３との間隙に流入する外気２０５は、凝縮管２０１側の熱により暖められ、煙突効果により上昇気流となる。そのため、凝縮管２０１の外周部と流路カバー２０３との間隙には、冷たい外気２０５が取り込まれることになり、凝縮管２０１内に滞留している非凝縮性ガス２０２を含む気体は冷却される。なお、流路カバー２０３は、長い方がより大きな煙突効果が得られる。
　以下、この非凝縮性ガス捕集機構２００による非凝縮性ガス捕集の原理について説明する。
　希ガスフィルタ２３の直上流部に窒素および放射性希ガスが滞留すると、希ガスフィルタ２３による蒸気の透過性能が低下するため、窒素および放射性希ガスは、蒸気を含んで凝縮管２０１に流入する。凝縮管２０１に流入したこれらの気体は、流路カバー２０３と凝縮管２０１の外周部との間隙を流れる外気２０５によって冷却される。このとき、その温度が蒸気の露点以下にまで下がると、前記気体の中に含まれている蒸気は、凝縮し始める。
　蒸気が凝縮すると、その分、体積が減少するため、局所的には凝縮管２０１内の圧力が低下する。このとき、圧力が低下したその局所部分には、希ガスフィルタ２３の直上流部に滞留している非凝縮性ガス２０２が瞬時に供給される。なお、このとき、密度差によって蒸気も流入するが、流入した蒸気は瞬時に凝縮するので、非凝縮性ガス２０２のみが供給されるといえる。結局のところ、凝縮管２０１内には、窒素および放射性希ガスなどの非凝縮性ガスが滞留することとなる。
　その後、希ガスフィルタ２３の直上流部に窒素および放射性希ガスがさらに滞留して、希ガスフィルタ２３が蒸気の透過性能を失うと、凝縮管２０１内の圧力は、さらに上昇する。そして、その圧力が逆止弁２０４の下流側に設けられた逃し弁２５（図４参照）の設定圧ＰＡを超えると逃し弁２５が開き、凝縮管２０１内に滞留していた窒素および放射性希ガスなどの非凝縮性ガスが中間容器１００内へ流入する。このようにして、非凝縮性ガス捕集機構２００は、非凝縮性ガスを捕集し、その捕集した非凝縮性ガスを中間容器１００に貯留させることができる。
　ここで、凝縮管２０１は、フィルタベント容器１６よりも高い位置に配置されるものとする。この場合、凝縮管２０１内で凝縮した凝縮水は、出口配管２０を介して重力によりフィルタベント容器１６に戻される。したがって、フィルタベント容器１６内のスクラビング水１８の減少を低減させる効果を期待することができる。
　なお、逆止弁２０４は、逃し弁であってもよく、その場合には、その逃し弁としては、戻り配管２４ａ上に設けられた逃し弁２５を用いることができる。
　また、凝縮管２０１の冷却には、水の自然対流を用いてもよい。この場合は、図示しない冷却水の容器を凝縮管２０１より高い位置に設置し、両者の水頭差を利用して流路カバー２０３と凝縮管２０１との間隙に流入させることにより、凝縮管２０１を冷却することができる。
　図６は、本発明の第３の実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５ｂで用いられる他の非凝縮性ガス捕集機構２００ａの構成の例を模式的に示した図である。ここで、非凝縮性ガス捕集機構２００ａは、第３の実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５ｂ（図４参照）においては、図５に示した非凝縮性ガス捕集機構２００に代えて用いられる。
　なお、図５に示した非凝縮性ガス捕集機構２００と図６に示した非凝縮性ガス捕集機構２００ａとの構成の相違は、前者では円盤型の希ガスフィルタ２３が用いられているのに対し、後者では円筒型の希ガスフィルタ２３ａが用いられている点にある。
　すなわち、図６の例では、円筒型の希ガスフィルタ２３ａは、下方から上方に向って略鉛直に配置される出口配管２０と凝縮管２０１とを接続する位置に配置され、さらに、両方の配管と同軸状に設置される。したがって、出口配管２０内を流れる気体のうち、蒸気および水素ガスは、希ガスフィルタ２３ａを半径方向に透過し、その外部を覆う配管を介して排気塔２２に到り、排気塔２２から外部の大気に放出される。
　これに対し、希ガスフィルタ２３ａを透過しない窒素や放射性希ガスなどの非凝縮性ガス２０２は、凝縮管２０１内に滞留する。そして、その圧力が高まると逆止弁２０４および逃し弁２５を介して中間容器１００に流入する。また、この図６の例においても、逆止弁２０４および凝縮管２０１の外周部は、円筒状の流路カバー２０３によって覆われている。そのため、凝縮管２０１内に滞留した非凝縮性ガス２０２は、その外周部を流れる冷たい外気２０５によって冷却される。したがって、非凝縮性ガス２０２に蒸気が混じっていたとしても、その蒸気は凝縮することにより除去されるので、非凝縮性ガス２０２だけが中間容器１００に流入し貯留されることとなる。
　以上のような非凝縮性ガス捕集機構２００ａにおける非凝縮性ガス捕集の原理は、図５を用いて説明した非凝縮性ガス捕集の原理とほとんど同じである。したがって、図６の例における非凝縮性ガス捕集機構２００ａでも、非凝縮性ガスを捕集し、その捕集した非凝縮性ガス２０２を中間容器１００に貯留させることができる。
　ここで、凝縮管２０１は、フィルタベント容器１６よりも高い位置に配置されるものとする。その場合、凝縮管２０１内で凝縮した凝縮水は、出口配管２０を介して重力によりフィルタベント容器１６に戻される。したがって、フィルタベント容器１６内のスクラビング水１８の減少を低減させる効果を期待することができる。
　また、凝縮管２０１の冷却には、水の自然対流を用いてもよい。その場合は、冷却水の容器を凝縮管２０１より高い位置に設置し、水頭差を利用して凝縮管２０１と流路カバー２０３との間隙に流入させることで凝縮管２０１の外周面を冷却することができる。
　以上、本実施形態において、希ガスフィルタ２３の直上流部の圧力を減ずるために設けられた中間容器１００、非凝縮性ガス捕集機構２００，２００ａ、逃し弁２５および逆止弁２６は、いずれも電源などの外部動力がなくても作動する受動部品である。したがって、本実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５ｂは、電源が喪失されるような万が一の事態が生じた場合であっても、放射性希ガスを外部に放出させることなく、原子炉格納容器１内の圧力を継続的に減少させることができる。また。その際に、原子炉格納容器１内の圧力が必要以上に低下することも防止される。
　なお、以上に説明した第３の実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５ｂで用いられる他の非凝縮性ガス捕集機構２００，２００ａを、第２の実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５ａに適用してもよい。
≪第４の実施形態≫
　図７は、本発明の第４の実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５ｃの構成の例を模式的に示した図である。なお、図７では、破線の枠内に、本実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５ｃの構成の例が示されており、その左側には、原子炉格納容器１の概略断面構造の例が示されている。
　本実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５ｃの構成は、中間容器１００が内部に組み込まれた非凝縮性ガス捕集機構２００ｂが設けられている点で、第２の実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５ａ（図３参照）と大きく相違している。また、逃し弁２５が非凝縮性ガス捕集機構２００ｂの上流側ではなく下流側に設けられている点でも相違している。さらには、逃し弁２５の下流側の配管が２つに分岐され、その一方が逆止弁２６を介して原子炉格納容器１に接続され、他方が逆止弁１３０および蒸気トラップ１１０を介してフィルタベント容器１６に接続されている点でも相違している。以下、これらの相違点について説明する。
　図８は、本発明の第４の実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５ｂにおいて、非凝縮性ガス捕集機構２００ｂにより非凝縮性ガス２０２を捕集する構成の例を模式的に示した図である。図８に示すように、非凝縮性ガス捕集機構２００ｂは、非凝縮性ガス２０２を捕集、貯留する中間容器１００と、中間容器１００の上下方向の外周面を覆い、その外周面との間に形成される間隙に外気２０５を通流させる流路カバー２０３と、を備えて構成される。
　本実施形態では、中間容器１００と出口配管２０内の希ガスフィルタ２３の直上流部とは、戻り配管２４ａによって接続されている。したがって、時間の経過とともに、希ガスフィルタ２３の直上流部および中間容器１００内には、希ガスフィルタ２３を透過できない窒素および放射性希ガスが滞留し、貯留される。ただし、このとき、中間容器１００内には、蒸気も混入すると考えられる。
　ここで、中間容器１００とその外周部を覆う流路カバー２０３との間隙に、低温の外気２０５が流入すると、中間容器１００内に貯留されている蒸気が混入した気体の温度も低下する。そして、その温度が蒸気の露点温度以下になると、蒸気の凝縮が始まり、中間容器１００内に貯留されている気体から蒸気が除去されることとなる。
　そして、中間容器１００内における圧力が戻り配管２４ｃ上に設けられた逃し弁２５の設定圧ＰＡを超えた場合には、中間容器１００内に貯留されている蒸気が除去された気体、すなわち窒素および放射性希ガスは、戻り配管２４ｂを介して原子炉格納容器１に戻される。また、中間容器１００内で生じた凝縮水は、その下側方向に向けて設けられたバイパス管１２０上に設けられた逃し弁２５、逆止弁１３０、蒸気トラップ１１０を介して、フィルタベント容器１６に戻される。このとき、凝縮水は、基本的には重力によりバイパス管１２０内を通過してフィルタベント容器１６に到る。
　なお、以上の第４の実施形態において、流路カバー２０３による中間容器１００の冷却には、水を用いてもよい。この場合には、図示しない冷却水の容器を中間容器１００より高い位置に設置し、両者の水頭差を利用して冷却水を流路カバー２０３と中間容器１００との間隙に流入させることにより、中間容器１００を冷却することができる
　また、戻り配管２４ｃ上に設けられた逃し弁２５は必須ではない。戻り配管２４ｂ上に逆止弁２６が設置されていれば、逃し弁２５を設置しなかったとしても、非凝縮性ガス捕集機構２００ｂによる非凝縮性ガス２０２の捕集、貯留の機能は保持される。
　また、バイパス管１２０の接続先は、フィルタベント容器１６の上流側、下流側のいずれであってもよい。さらに、バイパス管１２０上に設けられた逆止弁１３０も必須ではない。ただし、逆止弁１３０を設けた場合には、フィルタベント容器からの流体の逆流を防ぐことができる。また、出口配管２０に設けられる希ガスフィルタ２３の形状は、図５の例で用いられた円盤型でも、図６の例で用いられた円筒型でも、そのいずれであってもよい。
　以上、本実施形態において、希ガスフィルタ２３の直上流部の圧力を減ずるために設けられた非凝縮性ガス捕集機構２００ｂ、逃し弁２５および逆止弁２６は、いずれも電源などの外部動力がなくても作動する受動部品である。したがって、本実施形態に係る原子炉格納容器ベントシステム１５ｃは、電源が喪失されるような万が一の事態が生じた場合であっても、放射性希ガスを外部に放出させることなく、原子炉格納容器１内の圧力を継続的に減少させることができる。また。その際に、原子炉格納容器１内の圧力が必要以上に低下することも防止される。
　なお、本発明は、以上に説明した実施形態および変形例に限定されるものではなく、さらに、様々な変形例が含まれる。例えば、前記した実施形態および変形例は、本発明を分かりやすく説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施形態や変形例の構成の一部を、他の実施形態や変形例の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施形態や変形例の構成に他の実施形態や変形例の構成を加えることも可能である。また、各実施形態や変形例の構成の一部について、他の実施形態や変形例に含まれる構成を追加・削除・置換することも可能である。
　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　　　ドライウェル
　６　　　蒸気逃し安全弁
　７　　　ウェットウェル
　８　　　サプレッションプール
　９　　　蒸気逃し安全弁排気管
　１０　　クエンチャ
　１１　　ベント管
　１１ａ　ベント管排気部
　１２　　ダイヤフラムフロア
　１３　　ベント配管
　１４　　隔離弁
　１５，１５ａ，１５ｂ．１５ｃ　原子炉格納容器ベントシステム
　１６　　フィルタベント容器
　１７　　入口配管
　１８　　スクラビング水
　１９　　金属フィルタ
　２０　　出口配管
　２１　　遮蔽壁
　２２　　排気塔
　２３　　希ガスフィルタ
　２４ａ，２４ｂ，２５ｃ　戻り配管
　２５　　逃し弁
　３８　　ヨウ素フィルタ
　１００　中間容器
　１１０　蒸気トラップ
　１２０　バイパス管
　１３０　逆止弁
　２００，２００ａ，２００ｂ　非凝縮性ガス捕集機構
　２０１　凝縮管
　２０２　非凝縮性ガス
　２０３　流路カバー
　２０４　逆止弁
　２０５　外気

Claims (9)

  1. 　原子炉格納容器内の気体を大気に放出して前記原子炉格納容器内を減圧する原子炉格納容器ベントシステムであって、
    　前記原子炉格納容器内から排出され、大気に放出されるまでのベントガスの流路を形成するベントラインと、
    　前記ベントラインの最下流部に設けられ、前記ベントガスのうち少なくとも蒸気を通し放射性希ガスを通さない希ガスフィルタと、
    　前記ベントラインにおける前記希ガスフィルタの直上流部と前記原子炉格納容器とを接続する戻り配管と、
    　前記戻り配管上に設けられ、前記希ガスフィルタを透過できなかった放射性希ガスを含む気体が流入して、貯留される中間容器と、
    　を備えること
    　を特徴とする原子炉格納容器ベントシステム。
  2. 　前記希ガスフィルタの直上流部と前記中間容器とを接続する部分の前記戻り配管上に、逃し弁が設けられていること
    　を特徴とする請求項１に記載の原子炉格納容器ベントシステム。
  3. 　前記中間容器と前記原子炉格納容器とを接続する部分の前記戻り配管上に、逆止弁または逃し弁が設けられていること
    　を特徴とする請求項１に記載の原子炉格納容器ベントシステム。
  4. 　前記中間容器で凝縮した凝縮水を前記希ガスフィルタよりも上流側の前記ベントラインに戻すバイパス管をさらに備えること
    　を特徴とする請求項１に記載の原子炉格納容器ベントシステム。
  5. 　前記バイパス管上に蒸気トラップが設けられていること
    　を特徴とする請求項４に記載の原子炉格納容器ベントシステム。
  6. 　前記希ガスフィルタの直上流部と前記中間容器とを接続する部分の前記戻り配管上に、非凝縮性ガスを捕集する非凝縮性ガス捕集機構が設けられていること
    　を特徴とする請求項１に記載の原子炉格納容器ベントシステム。
  7. 　前記非凝縮性ガス捕集機構は、
    　前記希ガスフィルタの直上流部と前記中間容器とを接続する部分の前記戻り配管が略鉛直に配置される配管部分と、
    　前記略鉛直に配置される配管部分の外周部を取り囲む円筒状の流路カバーと、
    　を含んで構成され、
    　前記配管部分の外周部と前記流路カバーとの間には空気または水が通流可能な間隙が設けられていること
    　を特徴とする請求項６に記載の原子炉格納容器ベントシステム。
  8. 　原子炉格納容器内の気体を大気に放出して前記原子炉格納容器内を減圧する原子炉格納容器ベントシステムであって、
    　前記原子炉格納容器内から排出され、大気に放出されるまでのベントガスの流路となるベントラインと、
    　前記ベントラインの最下流部に設けられ、前記ベントガスのうち少なくとも蒸気を通し放射性希ガスを通さない希ガスフィルタと、
    　前記ベントラインにおける前記希ガスフィルタの直上流部と前記原子炉格納容器とを接続する戻り配管と、
    　前記戻り配管上に設けられ、前記希ガスフィルタを透過できなかった放射性希ガスを含む非凝縮性ガスを捕集する非凝縮性ガス捕集機構と、
    　前記非凝縮性ガス捕集機構で凝縮した凝縮水を前記希ガスフィルタよりも上流側の前記ベントラインに戻すバイパス管と、
    　を備えること
    　を特徴とする原子炉格納容器ベントシステム。
  9. 　前記非凝縮性ガス捕集機構は、
    　前記希ガスフィルタを透過できなかった放射性希ガスを含む気体が流入して、貯留される中間容器と、
    　前記中間容器の上下方向の外周部を取り囲む流路カバーと、
    　を備えて構成され、
    　前記中間容器の上下方向の外周部と前記流路カバーとの間には空気または水が通流可能な間隙が設けられていること
    　を特徴とする請求項８に記載の原子炉格納容器ベントシステム。
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