(57)【要約】【課題】隔離用の大容量の容器を必要とせず、継続的に原子炉格納容器内の蒸気を系外に放出でき、かつ圧力を継続的に減圧できる構造を持つベントシステムを提供する。【解決手段】原子炉格納容器の内部の気体を外部に排出することで、原子炉格納容器を減圧するベントラインと、放射性物質の透過を抑制し蒸気を透過する、原子炉格納容器側のベントラインの端部に配置されたフィルタと、原子炉格納容器の内部のベントラインの端部およびフィルタを囲む保護容器と、原子炉格納容器の限界圧力以下の動作圧力で開き、動作圧力未満で閉じ、フィルタを介さずに気体を外部に排出するための、保護容器に設置されたベントラインのバイパス用開閉弁とを備える。また、保護容器には、バイパス用開閉弁の作動圧力以下の動作圧力で開く起動弁を備える。【選択図】図２
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉格納容器の内部の気体を外部に排出することで、前記原子炉格納容器を減圧するベントラインと、
放射性物質の透過を抑制し蒸気を透過する、前記原子炉格納容器の側の前記ベントラインの端部に配置されたフィルタと、
前記原子炉格納容器の内部の前記ベントラインの端部および前記フィルタを囲む保護容器と、
前記原子炉格納容器の限界圧力以下の動作圧力で開き、前記動作圧力未満で閉じ、前記フィルタを介さずに気体を外部に排出するための、前記保護容器に設置された前記ベントラインのバイパス用開閉弁と、
前記保護容器に設置され、前記バイパス用開閉弁の作動圧力以下の動作圧力で開く起動弁と、を備える
原子炉格納容器ベントシステム。
【請求項２】
前記バイパス用開閉弁は、前記ベントラインとは別のバイパス流路に接続される
請求項１に記載の原子炉格納容器ベントシステム。
【請求項３】
前記バイパス用開閉弁から前記バイパス流路に放出された気体に含まれる放射性物質を封入する放射性物質封入装置を、前記バイパス流路に接続した
請求項２に記載の原子炉格納容器ベントシステム。
【請求項４】
前記バイパス用開閉弁から前記バイパス流路に放出された気体に含まれる放射性物質を除去するフィルタベント装置を接続した
請求項２に記載の原子炉格納容器ベントシステム。
【請求項５】
前記バイパス用開閉弁は、前記ベントラインに接続される
請求項１に記載の原子炉格納容器ベントシステム。
【請求項６】
前記ベントラインから放出された気体に含まれる放射性物質を除去するフィルタベント装置を接続した
請求項５に記載の原子炉格納容器ベントシステム。
【請求項７】
前記フィルタは、放射性希ガスの透過を抑制し、水蒸気を透過する素材よりなる
請求項１に記載の原子炉格納容器ベントシステム。
【請求項８】
前記フィルタは、高分子膜よりなる
請求項７に記載の原子炉格納容器ベントシステム。
【請求項９】
前記高分子膜は、ポリイミドを主成分とした
請求項８に記載の原子炉格納容器ベントシステム。
【請求項１０】
前記フィルタは、セラミック膜よりなる
請求項７に記載の原子炉格納容器ベントシステム。
【請求項１１】
前記セラミック膜は、窒化ケイ素を主成分とした
請求項１０に記載の原子炉格納容器ベントシステム。
【請求項１２】
前記フィルタは、酸化グラフェン膜よりなる
請求項７に記載の原子炉格納容器ベントシステム。
【請求項１３】
前記フィルタおよび前記バイパス用開閉弁が配置された前記保護容器を、前記原子炉格納容器内のウェットウェル気相部に設置した
請求項１〜１２のいずれか１項に記載の原子炉格納容器ベントシステム。
【請求項１４】
前記フィルタおよび前記バイパス用開閉弁が配置された前記保護容器を、前記原子炉格納容器内のドライウェルに設置した
請求項１〜１２のいずれか１項に記載の原子炉格納容器ベントシステム。
【請求項１５】
前記原子炉格納容器は、沸騰水型原子炉又は加圧水型原子炉である
請求項１〜１２のいずれか１項に記載の原子炉格納容器ベントシステム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉格納容器ベントシステムに関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力発電プラントの原子炉格納容器が備える機能の一つとして、原子炉圧力容器内の炉心が万が一、溶融するような事態（以下、「過酷事故」と称する）が発生した際に、放射性物質が原子炉圧力容器外に放出されても、放射性物質を閉じ込める機能がある。このような機能を備えることで、原子炉格納容器は、過酷事故発生時に放射性物質の外部への漏出を防ぐことができる。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。
【０００３】
しかしながら万が一に、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には、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、原子炉格納容器を減圧する必要がある。この減圧のための操作をベント操作と呼ぶ。このベント操作を行う場合は、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(以下、「スクラビング」と称する)した上で原子炉格納容器内の気体（以下、「ベントガス」と称する）を大気中に放出する。
【０００４】
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フィルタベントシステムがある。例えば特許文献１には、フィルタベントシステムの一例として、ベントガスから放射性物質を除去するための放射性物質除去フィルタ装置が記載されている。
この特許文献１に記載された放射性物質除去フィルタ装置は、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ヨウ素フィルタを備えている。
【０００５】
ベントガスから放射性物質を除去するためのベントガスは、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、エアロゾルが除去される。その後、金属フィルタではスクラビングで除去しきれなかったエアロゾルが、ヨウ素フィルタで除去される。ヨウ素フィルタでは、化学反応および吸着によって、スクラビングで除去しきれなかったヨウ素などの揮発性の核分裂生成物(以下、「揮発性ＦＰ」と称する)が除去される。また、特許文献２では、反応性に乏しい放射性希ガスについても外部への放出を防ぐために、一般的なフィルタベントシステムの後流に、ホールドアップ装置を設けることが提案されている。ホールドアップ装置では、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放射能が減衰するまで封じ込めることが行われる。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００６】
【特許文献１】特開２０１４−４４１１８号公報
【特許文献２】特表２０１６−５２１８４３号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００７】
放射性希ガスについても外部への放出を防ぐことを目的としたフィルタベントシステムでは、上述したようにホールドアップ装置を備える必要がある。ホールドアップ装置は放射性希ガスを放射能が減衰するまで、ある程度の時間封じ込めるものであるが、そのようなベントガスに含まれる希ガスを放射能が十分減衰するまで保持するためには、大型のホールドアップ装置を複数台設置する必要がある。
またホールドアップ装置を設置する場合には、そのホールドアップ装置に溜まった物質を除去するためのボイラや配管などの付随する装置が多数必要であり、構成が複雑化する問題がある。
【０００８】
ここで、フィルタベントシステムの代わりに、原子炉格納容器からベントガスを排出するライン（以下、ベントライン）上に、放射性希ガスを含むほぼ全ての放射性物質を透過しないフィルタを設置することも提案されている。このような全ての放射性物質を透過しないフィルタを備えた原子炉格納容器ベントシステムを用いれば、放射性物質を極力外部に放出することなく原子炉格納容器の加圧の原因となる蒸気を放出することができる。
【０００９】
しかしながら、フィルタを設置する位置として、例えばベントラインの下流部など、原子炉格納容器外にフィルタを設置した場合、時間の経過と共にフィルタの直上流部にはフィルタを透過することのできない気体が滞留してしまう。これら気体の分圧が高まることで、蒸気の透過量が低下し、原子炉格納容器の圧力を減圧する機能が低下する可能性がある。
【００１０】
このような気体の滞留を防止するには、滞留した気体を原子炉格納容器に戻すか、あるいは滞留した気体全てを格納できる大容量の容器に隔離する必要がある。さらに原子炉格納容器ベントシステムは、過酷事故時に動作する必要性があるため、運転員の操作無しで受動的に起動し、動力が必要な動的機器無しで動作することが望ましい。
【００１１】
一方、ベントラインの最上流部である原子炉格納容器内のベントライン端部にフィルタを設置した場合、気体を戻すための戻し配管、駆動流体もしくは電源が必要なポンプなどの動的機器、および滞留した気体を隔離するための大容量容器が不要となる。しかし、事故時には、サプレッションプールのプール水の波立ちや原子炉格納容器への注水により生じた水滴が、原子炉格納容器内に飛散する。
また万が一に、過酷事故が起こった際には、揮発性ＦＰが原子炉格納容器内に流入することがある。さらに流入した揮発性ＦＰが過飽和となることで、原子炉格納容器内でエアロゾルが生成する可能性がある。
【００１２】
ここで、フィルタを原子炉格納容器内に設置した場合には、これらがフィルタに付着することにより、フィルタの性能が劣化するため、フィルタを保護する必要がある。更に、単純にフィルタのみを原子炉格納容器内に設置した場合は、そのフィルタが蒸気を透過できるとしても、限りなく低いが、フィルタ直上流部に透過しない気体が滞留する。その場合、蒸気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なくなるため、原子炉格納容器の圧力を継続的に減圧できなくなる可能性もある。
【００１３】
本発明は、運転員の操作なしで受動的に起動すると共に、隔離用の大容量の容器を必要とすることなく、継続的に原子炉格納容器内の蒸気を系外に放出でき、かつ圧力を継続的に減圧することが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。
【課題を解決するための手段】
【００１４】
上記課題を解決するために、例えば特許請求の範囲に記載の構成を採用する。
本願は上記課題を解決する手段を複数含んでいるが、その一例を挙げるならは、原子炉格納容器の内部の気体を外部に排出することで、原子炉格納容器を減圧するベントラインと、放射性物質の透過を抑制し蒸気を透過する、原子炉格納容器側のベントラインの端部に配置されたフィルタと、原子炉格納容器の内部のベントラインの端部およびフィルタを囲む保護容器と、原子炉格納容器の限界圧力以下の動作圧力で開き、動作圧力未満で閉じ、フィルタを介さずに気体を外部に排出するための、保護容器に設置されたベントラインのバイパス用開閉弁と、保護容器に設置され、バイパス用開閉弁の作動圧力以下の動作圧力で開く起動弁を備える。
【発明の効果】
【００１５】
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る事態が発生した場合でも、放射性希ガスを含む放射性物質を極力原子炉格納容器内に留めることができる。そして、動的機器を使用せずに起動することができ、また大容量の容器を使用せずに放射性物質を極力原子炉格納容器内に留めることが可能になる。したがって、原子炉格納容器の加圧を防止することができ、かつ外部への放射性物質の漏洩を防止することができる。
上記した以外の課題、構成および効果は、以下の実施形態の説明により明らかにされる。
【図面の簡単な説明】
【００１６】
【図１】本発明の第１の実施の形態例に係る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全体を示す構成図である。
【図２】本発明の第１の実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステムが備える放射性物質フィルタリングシステムの構成図である。
【図３】本発明の第２の実施の形態例に係る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全体を示す構成図である。
【図４】本発明の第２の実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステムが備える放射性物質フィルタリングシステムの構成図である。
【図５】本発明の第２の実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステムが備える放射性物質フィルタリングシステム（バイパス流路を別にした例）の構成図である。
【図６】本発明の第３の実施の形態例に係る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全体を示す構成図である。
【図７】本発明の第４の実施の形態例に係る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全体を示す構成図である。
【図８】本発明の第５の実施の形態例に係る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全体を示す構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００１７】
［１．第１の実施の形態例］
以下、本発明の第１の実施の形態例を、図１および図２を参照して参照して説明する。
【００１８】
図１は、第１の実施の形態例の原子炉格納容器１および原子炉格納容器ベントシステム４０の概略構成を示す。図１において、原子炉格納容器１は立断面として示している。
第１の実施の形態例は、改良型沸騰水型原子炉に適用したものである。
【００１９】
図１に示すように、原子炉格納容器１の内部には、炉心２を内包する原子炉圧力容器３が設置されている。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の内部は、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である。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いる。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。万が一に、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。このような配管破断事故は、一般的にＬＯＣＡ（loss-of-coolant accident）と称され、配管が通るドライウェル６で発生する。
【００２０】
ＬＯＣＡが発生した際にドライウェル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の水中に導かれる。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の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。
【００２１】
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の圧力を減圧する。また、放出した蒸気をサプレッションプール８で凝縮することによっても、原子炉格納容器１の圧力上昇を緩和する。このような処理を行うために、改良型沸騰水型原子炉では、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の水による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。
【００２２】
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（不図示）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、ベントライン１５から排気塔１３を介して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。
【００２３】
ベント操作を行うことで、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から外部に放出される。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から放出させるだけのベント操作では放射性物質は除去できない。このため、従来のベント操作では、この放射性希ガスの放射能が減衰するまで待ってから行う必要があった。従来の構成では、原子炉スクラム後から比較的短い時間の間はベント操作を行うことができない。また、ベント操作を行う場合であっても、放出される気体には、極力、放射性物質が含まれないようにすることが望ましく、放射性物質の除去性能の向上が望まれている。第１の実施の形態例の原子炉格納容器ベントシステム４０は、これらの従来の問題点を解決するものである。
【００２４】
次に、第１の実施の形態例の原子炉格納容器１に設置された、原子炉格納容器ベントシステム４０の構成について説明する。
原子炉格納容器ベントシステム４０は、原子炉格納容器１内のウェットウェル７の気相部７ａと、外部の排気塔１３とを接続するベントライン１５を設ける。そして、このベントライン１５の原子炉格納容器１の内側の上流側に、蒸気を透過し、放射性希ガスを含むほぼ全ての放射性物質を透過しないフィルタを有する放射性物質フィルタリングシステム１４を設置する。
【００２５】
この放射性物質フィルタリングシステム１４がベントライン１５に接続されることで、原子炉格納容器１の圧力を減圧すると同時に、原子炉格納容器１内にほぼ全ての放射性物質を閉じ込めることができる。
【００２６】
図２は、原子炉格納容器ベントシステム４０が備える放射性物質フィルタリングシステム１４の構成を示す。
放射性物質フィルタリングシステム１４は、フィルタ３０、保護容器３１、フィルタリングシステム起動弁３２、およびバイパス用開閉弁３３を備える。
【００２７】
保護容器３１は、原子炉格納容器１内のウェットウェル７の気相部７ａに設置される。この保護容器３１の内側には、ベントライン１５の上流側の開口部１５ａが接続される。そして、ウェットウェル７の気相部７ａと保護容器３１の内部とを隔てる箇所に、フィルタリングシステム起動弁３２が設置される。
【００２８】
フィルタリングシステム起動弁３２は、ウェットウェル７側から設定された動作圧力Ａが加わったときに開く。このフィルタリングシステム起動弁３２としては、例えば、動作圧力Ａが加わったときに、その圧力で自動的に破裂する部材である、ラプチャディスクが使用される。ラプチャディスクを使用するのは一例であり、動作圧力Ａが加わったときに開く弁として機能するものであれば、フィルタリングシステム起動弁３２として、その他の構成のものを使用してもよい。
フィルタリングシステム起動弁３２が開く動作圧力Ａは、原子炉格納容器１が設計上安全に運用できる圧力である限界圧力未満に設定される。
このようなフィルタリングシステム起動弁３２を使用することで、運転員の操作なく、かつ電源や駆動流体を必要とせずに、フィルタ３０を通して原子炉格納容器１を減圧することができる。
【００２９】
そして、保護容器３１の内部には、ベントライン１５の開口部１５ａを覆うようにフィルタ３０が取り付けられている。したがって、フィルタリングシステム起動弁３２が開いた状態のとき、ウェットウェル７の気相部７ａから保護容器３１に入った気体は、フィルタ３０を通過してベントライン１５を通過する。
フィルタ３０は、蒸気を透過し放射性物質を閉じ込めることができる材質よりなる。
【００３０】
ここで、フィルタ３０の構造材について説明する。
フィルタ３０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物質のうちで分子径の小さい放射性希ガス（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。
【００３１】
沸騰水型原子炉の場合、原子炉格納容器１の内部の気体は窒素で置換されている。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可能性があるが、原子炉格納容器を減圧する観点では問題ない。このような用途に最適なフィルタとしては、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の、分子ふるいにより分離が可能な膜を使用することが望ましい。これらフィルタの一部は、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、その他のフィルタとして、クリプトンやキセノンをほとんど透過せず、水蒸気を透過する膜であるならば、それらを使用しても構わない。例えば、窒素精製用に使用されている水蒸気を透過し、窒素をほとんど透過しない窒素分離膜などを、フィルタとして使用してもよい。
【００３２】
このようなフィルタ３０を備えることで、原子炉格納容器１の内部の圧力が、フィルタリングシステム起動弁３２が開く動作圧力Ａを超えたとき、フィルタリングシステム起動弁３２が開いて、放射性物質が除去されながらのベント操作が行われる。すなわち、ベントライン１５を通過する気体は、フィルタ３０により放射性物質が除去された気体であり、放射性物質が除去された気体が排気塔１３から外部に放出される。
【００３３】
なお、ベントライン１５には、隔離弁３４ａ，３４ｂが取り付けられている。隔離弁３４ａは、原子炉格納容器１の内側のベントライン１５に配置され、隔離弁３４ｂは、原子炉格納容器１の内側のベントライン１５に配置される。この隔離弁３４ａ，３４ｂが配置されていることで、残留熱除去系復旧後において、ベントが不要となった際に原子炉格納容器１の内外を隔離することができる。
【００３４】
また、保護容器３１は、バイパス流路１６を介して放射性物質封入装置１７に接続される。ここで、バイパス流路１６の上流側の開口部１６ａは、バイパス用開閉弁３３を介して保護容器３１に接続される。バイパス用開閉弁３３が開いているときに、保護容器３１からバイパス流路１６に流れる気体は、フィルタ３０を通過しない。
【００３５】
バイパス用開閉弁３３が開く動作圧力Ｂは、フィルタリングシステム起動弁３２の動作圧力Ａより高く設定される。このような動作圧力Ａ，Ｂの設定で、極力フィルタ３０を通したベントを行うようになる。更に、バイパス用開閉弁３３の弁が開く動作圧力Ｂを、原子炉格納容器１の限界圧力未満とすることで、原子炉格納容器１を確実に限界圧力未満に保つことができる。なお、バイパス用開閉弁３３は、動作圧力Ｂ以上で開いた後、動作圧力Ｂ未満に低下することで、再び閉じるように構成されている。
【００３６】
放射性物質封入装置１７は、バイパス流路１６を介して供給された気体を封入する。この放射性物質封入装置１７としては、比較的少容量の小型の封入容器が使用される。
放射性物質封入装置１７には、隔離容器気体開放弁１８を介してベントライン１５が接続される。隔離容器気体開放弁１８は、動作圧力Ｂ未満の動作圧力Ｃで開き、動作圧力Ｃ未満となった場合に閉じる。隔離容器気体開放弁１８が開いた状態では、放射性物質封入装置１７の内部の気体がベントライン１５を介して排気塔１３から外部に排出される。
なお、バイパス流路１６についても、ベントライン１５と同様に、隔離弁３４ｃ，３４ｄが取り付けられている。隔離弁３４ｃは、原子炉格納容器１の内側のバイパス流路１６に配置され、隔離弁３４ｄは、原子炉格納容器１の内側のバイパス流路１６に配置される。
【００３７】
以上説明したように、本実施の形態例の原子炉格納容器ベントシステム４０を備えることで、原子炉格納容器１内の圧力が動作圧力Ａ以上のとき、フィルタリングシステム起動弁３２が開き、フィルタ３０により放射性物質が除去されて、排気塔１３から排気される。この場合、保護容器３１は、事故発生の初期にはフィルタ３０を保護するように機能する。そして原子炉格納容器１の圧力上昇時にフィルタリングシステム起動弁３２が開いて、フィルタ３０を使ったベントが行われる。
【００３８】
したがって、原子炉格納容器１内を確実に限界圧力未満に保つことができ、ベント時の放射性物質の漏洩を防ぐことができる。しかも、原子炉格納容器ベントシステムは、運転員による操作が必要なく自動的に作動し、かつ、その作動のために電源や駆動流体を必要としないため、作業員の安全性が保たれた状態で、確実に原子炉格納容器１を減圧することができる。
【００３９】
また、事故時や過酷事故時には水滴やエアロゾル、揮発性ＦＰが原子炉格納容器１内に残っている場合がある。そして、これらが付着することにより、極めて低い確率ではあるがフィルタ３０の性能が劣化する可能性がある。しかし、保護容器３１によりフィルタ３０に到達する、これらの物質を遮断することにより、フィルタ３０の性能劣化を限りなく低減することができる。また、エアロゾルや揮発性ＦＰ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で除去が可能なため、フィルタ３０に到達するエアロゾルや揮発性ＦＰを極力少なくするようにしている。
【００４０】
また、フィルタリングシステム起動弁３２が開いたベント時には、保護容器３１内のフィルタリングシステム起動弁３２とフィルタ３０との間の空間に、フィルタ３０を透過不能な気体が滞留することになる。フィルタ３０を透過不能な気体が滞留すると、フィルタ３０の透過性能が低下し、原子炉格納容器１を減圧できなくなる可能性があるが、バイパス流路１６と放射性物質封入装置１７を備えることで、透過性能の低下を防ぐことができる。
【００４１】
すなわち、原子炉格納容器１の限界圧力以下の動作圧力Ｂになると、バイパス用開閉弁３３が開き、フィルタ３０を介さずにバイパス流路１６を介して放射性物質封入装置１７に気体を排出することができ、原子炉格納容器１を減圧することができる。そして、フィルタ３０付近の透過不能な気体を放射性物質封入装置１７に排出し、透過性能が回復した後は、バイパス用開閉弁３３が閉じる。これにより、フィルタ３０を通じてほぼ全ての放射性物質が除去された気体が原子炉格納容器１の外部に放出される状態に復帰する。
【００４２】
このバイパス用開閉弁３３の開閉についても原子炉格納容器１の圧力に応じて自動的に行われるため、運転員の操作なしにフィルタ３０の透過性能を回復させる動作が行われる。ここで、バイパス用開閉弁３３の動作圧力Ｂをフィルタリングシステム起動弁３２の動作圧力Ａより高く設定することで、極力フィルタ３０を通したベントが行われるようになる。
また、バイパス用開閉弁３３が開いた状態であっても、放射性物質封入装置１７に放射性物質が封入されるため、原子炉格納容器１の外部に放射性物質が漏洩する可能性を極限まで低減することができる。
【００４３】
この放射性物質封入装置１７には、バイパス用開閉弁３３が開いている間のみ気体が流入するため、放射性物質封入装置１７への気体の総流入量は非常に少ない。このため、放射性物質封入装置１７は、従来必要としたような大容量の容器や複雑なホールドアップ装置を用意する必要がなく、小型の封入容器で十分である。
また、更に低い可能性であるが、放射性物質封入装置１７内の圧力がバイパス用開閉弁３３の動作圧力Ｂ以上となった場合、気体の排出ができず、原子炉格納容器１が減圧できなくなる場合がある。このような場合でも、動作圧力Ｂ未満の動作圧力Ｃで開く隔離容器気体開放弁１８を設けたことで、減圧ができない状態を回避できる。すなわち、隔離容器気体開放弁１８は、動作圧力Ｃ未満となった場合に閉じる安全弁として機能するようになる。
【００４４】
［２．第２の実施の形態例］
次に、本発明の第２の実施の形態例を、図３〜図５を参照して参照して説明する。この図３〜図５において、第１の実施の形態例で説明した図１および図２と同一箇所には同一符号を付し、重複説明を省略する。
【００４５】
図３は、第２の実施の形態例の原子炉格納容器１および原子炉格納容器ベントシステム４０′の概略構成を示す。図３においても、原子炉格納容器１は立断面として示されている。
第２の実施の形態例においても、改良型沸騰水型原子炉に適用したものである。
【００４６】
本実施の形態例においても、図３に示すように、放射性物質フィルタリングシステム１４′は、原子炉格納容器１内のウェットウェル７の気相部７ａに配置する。
ウェットウェル７の気相部７ａに配置された放射性物質フィルタリングシステム１４′には、ベントライン１５′の一端が接続される。このベントライン１５′の他端は、原子炉格納容器１の外のフィルタベント装置２０に接続される。ベントライン１５′には、隔離弁３４ａ，３４ｂが取り付けられている。
【００４７】
フィルタベント装置２０は、一般的なフィルタベントシステムとして従来から使用される装置であり、遮蔽壁２５の内部に配置される。
フィルタベント装置２０の構成について説明すると、フィルタベント装置２０の下部側にはスクラビング用プール水２１が貯留されている。そして、放射性物質フィルタリングシステム１４′からベントライン１５′を介して排出された気体が、スクラビング用プール水２１内に排出される。
【００４８】
また、フィルタベント装置２０の上部側には金網状の金属フィルタ２２およびヨウ素フィルタ２３が設置されている。このヨウ素フィルタ２３には、フィルタベント装置２０の出口配管２４の一端が接続されている。出口配管２４の他端は、遮蔽壁２５を貫通して遮蔽壁２５の外部に導出され、最終的に排気塔１３から外部に気体を排出する。
【００４９】
図４は、原子炉格納容器ベントシステム４０′が備える放射性物質フィルタリングシステム１４′の構成を示す。
放射性物質フィルタリングシステム１４′は、フィルタ３０、保護容器３１、フィルタリングシステム起動弁３２、およびバイパス用開閉弁３３を備える点は、第１の実施の形態例で説明した放射性物質フィルタリングシステム１４と同じである。但し、本実施の形態例では、ベントライン１５′の上流側の開口部１５ａを覆うように、保護容器３１の内側にフィルタ３０が配置されると共に、この開口部１５ａにバイパス用開閉弁３３についても接続される。したがって、バイパス用開閉弁３３が開いた状態では、フィルタ３０を透過しない気体が、ベントライン１５′を流れる。つまり、本実施の形態例では、バイパス用開閉弁３３そのものがバイパス流路を構成することになる。
【００５０】
フィルタリングシステム起動弁３２の動作圧力Ａと、バイパス用開閉弁３３の動作圧力Ｂについては、第１の実施の形態例で説明した動作圧力Ａ，Ｂと同じように設定する。
本実施の形態例の原子炉格納容器１および原子炉格納容器ベントシステム４０′のその他の箇所は、第１の実施の形態例の原子炉格納容器１および原子炉格納容器ベントシステム４０と同様に構成する。
【００５１】
このように構成した本実施の形態例の原子炉格納容器ベントシステム４０′によると、原子炉格納容器１内の圧力が上昇したとき、フィルタ３０により放射性物質が除去された気体がフィルタベント装置２０に供給され、放射性物質が除去されたベントが行われる。そして、フィルタ３０の性能劣化により、保護容器３１内の圧力が上昇して、バイパス用開閉弁３３が開いた場合には、放射性物質を含む気体がフィルタベント装置２０に供給される。
【００５２】
このように放射性物質を含む気体がフィルタベント装置２０に入った場合には、スクラビング用プール水２１でスクラビングされることで、主にエアロゾルのほとんどが除去される。さらに金属フィルタ２２によりスクラビングで除去しきれなかったエアロゾルを除去し、ヨウ素フィルタ２３によりスクラビングで除去しきれなかったヨウ素などの揮発性ＦＰを除去することができる。これにより、例えば放射性物質フィルタリングシステム１４′を取り外して検査を行っている際に、万が一に事故が起こった場合においても、ベントライン１５′の下流部のフィルタベント装置２０で放射性物質を極力除去して、気体を外部に放出することができる。更に、万が一にバイパス用開閉弁３３が開いた場合でも、放射性物質を極力除去し、気体を外部に放出することができる。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。
【００５３】
更に、本実施の形態例では、ベントライン１５′とは別にバイパス流路（図１でのバイパス流路１６に相当）を配置する必要がなく、それだけ排出ラインを共通化することができる。
排出するラインを共通化することで、配管の数を減らせるため、原子炉格納容器ベントシステム４０′の構造を簡略化し、経済性を高めることができる。さらに原子炉格納容器１の貫通孔の数を削減し、安全性を向上させることができる。
【００５４】
なお、１系統のベントライン１５′に共通化するのは一例であり、ベントライン１５とバイパス流路１６とを用意してもよい。
図５は、この場合の放射性物質フィルタリングシステム１４′の構成を示す。
図５に示すように、放射性物質フィルタリングシステム１４′の内部構成として、第１の実施の形態例で説明した図４の例と同様に、ベントライン１５′とバイパス流路１６′とを分離させる。そして、ベントライン１５′の開口部１５ａを覆うようにフィルタ３０を配置し、バイパス流路１６′の開口部１６ａにはバイパス用開閉弁３３を配置する。
【００５５】
この場合、ベントライン１５′は、直接排気塔１３に接続され、バイパス流路１６′のみがフィルタベント装置２０に接続される。あるいは、ベントライン１５′とバイパス流路１６′の双方を、フィルタベント装置２０に接続してもよい。
【００５６】
［３．第３の実施の形態例］
次に、本発明の第３の実施の形態例を、図６を参照して参照して説明する。この図６において、第１および第２の実施の形態例で説明した図１〜図５と同一箇所には同一符号を付し、重複説明を省略する。
【００５７】
図６は、第３の実施の形態例の原子炉格納容器１および原子炉格納容器ベントシステム４０″の概略構成を示す。図６において、原子炉格納容器１は立断面として示す。
第３の実施の形態例においても、改良型沸騰水型原子炉としての原子炉格納容器１に適用したものである。
【００５８】
本実施の形態例においても、図６に示すように、放射性物質フィルタリングシステム１４′は、原子炉格納容器１内のウェットウェル７の気相部７ａに配置される。
ウェットウェル７の気相部７ａに配置された放射性物質フィルタリングシステム１４′には、ベントライン１５″の一端が接続される。このベントライン１５″の他端は、原子炉格納容器１の外の排気塔１３に接続される。ベントライン１５″には、隔離弁３４ａ，３４ｂが取り付けられている。
【００５９】
放射性物質フィルタリングシステム１４′は、第２の実施の形態例で説明した図４の構成と同じである。すなわち、放射性物質フィルタリングシステム１４′は、図４に示すように、フィルタ３０、保護容器３１、フィルタリングシステム起動弁３２、およびバイパス用開閉弁３３を備え、フィルタ３０とバイパス用開閉弁３３とが並列的に配置される。
本実施の形態例の原子炉格納容器１および原子炉格納容器ベントシステム４０″のその他の箇所は、第２の実施の形態例の原子炉格納容器１および原子炉格納容器ベントシステム４０′と同様に構成する。
【００６０】
このように構成したことで、ベント時には、放射性物質フィルタリングシステム１４′内のフィルタ３０により、ほぼ全ての放射性物質は原子炉格納容器１内に閉じ込められ、かつ蒸気を外部に放出し加圧を防止できる。
本実施の形態例においては、ベントライン１５″の下流側の構造を簡略化することができ、原子炉格納容器ベントシステム４０″の構造を簡略化し、経済性を高めることができる。
【００６１】
なお、図６の例においても、放射性物質フィルタリングシステム１４′として、図５に示す構成を適用して、ベントライン１５″とは別に、バイパス流路１６′に相当するラインを配置するようにしてもよい。
【００６２】
［４．第４の実施の形態例］
次に、本発明の第４の実施の形態例を、図７を参照して参照して説明する。この図７において、第１〜第３の実施の形態例で説明した図１〜図６と同一箇所には同一符号を付し、重複説明を省略する。
【００６３】
図７は、第４の実施の形態例の原子炉格納容器１および原子炉格納容器ベントシステム４０の概略構成を示す。図７において、原子炉格納容器１は立断面として示されている。
第４の実施の形態例も、改良型沸騰水型原子炉としての原子炉格納容器１に適用したものである。
【００６４】
図７の例では、放射性物質フィルタリングシステム１４を、原子炉格納容器１の内部のドライウェル６に配置した。
ドライウェル６に配置した放射性物質フィルタリングシステム１４の構成は、例えば第１の実施の形態例で図２に示した放射性物質フィルタリングシステム１４が適用可能である。すなわち、放射性物質フィルタリングシステム１４には、ベントライン１５とバイパス流路１６とが接続され、フィルタ３０（図２）で放射性物質が除去された気体が、ベントライン１５を介して排気塔１３に供給される。また、放射性物質フィルタリングシステム１４内のフィルタリングシステム起動弁３２（図２）が開いた際の気体が、放射性物質封入装置１７に封入される。
【００６５】
この場合にも、ベントライン１５には、隔離弁３４ａ，３４ｂが配置され、バイパス流路１６には、隔離弁３４ａ，３４ｂが配置される。また、隔離容器気体開放弁１８を放射性物質封入装置１７に取り付ける。
本実施の形態例の原子炉格納容器１および原子炉格納容器ベントシステム４０のその他の箇所は、第１の実施の形態例の原子炉格納容器１および原子炉格納容器ベントシステム４０と同様に構成される。
【００６６】
図７に示すように、ドライウェル６内に放射性物質フィルタリングシステム１４を配置することで、ウェットウェル７内のサプレッションプール８の水位によらず、放射性物質フィルタリングシステム１４が安定して機能する。更に、万が一、炉心２が溶融した際に、ドライウェル６内にエアロゾル、揮発性ＦＰが存在する場合や、注水時に水滴が飛散した場合でも、保護容器３１によりフィルタ３０を保護し、透過性能が劣化することを防ぐことができる。
【００６７】
なお、放射性物質フィルタリングシステム１４を２組用意してもよい。この場合には、一方の放射性物質フィルタリングシステム１４を、図７に示すようにドライウェル６内に配置し、他方の放射性物質フィルタリングシステム１４を、図１に示すようにウェットウェル気相部７ａに配置する。このように放射性物質フィルタリングシステム１４を並列化することで、より安全性を向上させることができる。
放射性物質フィルタリングシステム１４をドライウェル６内に配置する場合においても、図３に示すようなフィルタベント装置２０をベントライン１５の下流部に配置してもよい。あるいは、図６に示すように、ベントライン１５を直接排気塔１３に接続してもよい。
【００６８】
［５．第５の実施の形態例］
次に、本発明の第５の実施の形態例を、図８を参照して参照して説明する。この図８において、第１〜第４の実施の形態例で説明した図１〜図７と同一箇所には同一符号を付し、重複説明を省略する。
【００６９】
図８は、第５の実施の形態例の原子炉格納容器１′および原子炉格納容器ベントシステム４０の概略構成を示す。図８において、原子炉格納容器１は立断面として示されている。
第５の実施の形態例においては、加圧水型原子炉を備えた原子炉格納容器１′に適用したものである。
【００７０】
図８に示すように、加圧水型原子炉として構成された原子炉格納容器１′内には、原子炉圧力容器３と、加圧器２６と、蒸気発生器２７と、再循環ポンプ２８とが配置されている。そして、原子炉圧力容器３内で発生した熱により、蒸気発生器２７で蒸気が発生するように構成されている。蒸気発生器２７には、蒸気発生器２７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。
【００７１】
そして、原子炉格納容器１′の内部に、放射性物質フィルタリングシステム１４が配置される。放射性物質フィルタリングシステム１４としては、例えば第１の実施の形態例で図２に示した放射性物質フィルタリングシステム１４の構成が適用可能である。すなわち、放射性物質フィルタリングシステム１４には、ベントライン１５とバイパス流路１６とが接続され、フィルタ３０（図２）で放射性物質が除去された気体が、ベントライン１５を介して排気塔１３に供給される。また、放射性物質フィルタリングシステム１４内のフィルタリングシステム起動弁３２（図２）が開いた際の気体が、放射性物質封入装置１７に封入する。
【００７２】
この場合にも、ベントライン１５には、隔離弁３４ａ，３４ｂが配置され、バイパス流路１６には、隔離弁３４ａ，３４ｂが配置される。また、隔離容器気体開放弁１８を放射性物質封入装置１７に取り付ける。
【００７３】
図８に示す加圧水型原子炉の場合、原子炉格納容器の圧力上昇を抑えるためのウェットウェルとサプレッションプールを持たないため、サプレッションプール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が、ベント時の放射性物質を除去できる。すなわち、放射性物質フィルタリングシステム１４内のフィルタ３０が放射性物質を除去するため、外部に放射性物質を極力放出することなく、継続的に原子炉格納容器１′内の蒸気を系外に放出し、原子炉格納容器１′の圧力を継続的に減圧できる。しかも、作業員による操作などが不要であり、放射性物質などを貯蔵する大容量の容器を必要としない点は、既に説明した他の実施の形態例と同様である。
【００７４】
なお、加圧水型原子炉の場合にも、原子炉格納容器ベントシステム４０の代わりに、第２の実施の形態例で説明した、原子炉格納容器ベントシステム４０′を適用して、フィルタベント装置２０を配置した構成としてもよい。あるいは、第３の実施の形態例で説明した、原子炉格納容器ベントシステム４０″を適用して、放射性物質封入装置１７を配置せずに、ベントライン１５″を直接排気塔１３に接続する構成を適用してもよい。
【００７５】
［６．変形例］
なお、上述した各実施の形態例で説明した構成は、それぞれ好適な一例を示したものであり、本発明は各図に示す構成に限定されるものではない。
例えば、各実施の形態例では、原子炉格納容器ベントシステム４０，４０′又は４０″を軽水炉（沸騰水型原子炉、加圧水型原子炉）に適用した例であるが、重水炉や黒鉛炉、ガス炉に適用してもよい。またいわゆる第４世代原子炉と呼ばれる高温ガス炉、超臨界圧軽水冷却炉、溶融塩炉、ガス冷却高速炉、ナトリウム冷却高速炉、鉛冷却高速炉など他炉型に、各実施の形態例の原子炉格納容器ベントシステム４０，４０′又は４０″を適用してもよい。
【００７６】
また、本発明は上記した各実施の形態例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上記した各実施の形態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、ある実施の形態例の構成の一部を他の実施の形態例や変形例の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施の形態例の構成に他の実施の形態例や変形例の構成に置き換えることも可能である。また、実施の形態例の構成の一部について、他の構成の追加・削除・置換をすることが可能である。
【符号の説明】
【００７７】
１，１′…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…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、１４，１４′…放射性物質フィルタリングシステム、１５，１５′，１５″…ベントライン、１５ａ…開口部、１６，１６′…バイパス流路、１６ａ…開口部、１７…放射性物質封入装置、１８…隔離容器気体開放弁、２０…フィルタベント装置、２１…スクラビング用プール水、２２…金属フィルタ、２３…ヨウ素フィルタ、２４…出口配管、２５…遮蔽壁、２６…加圧器、２７…蒸気発生器、２８…再循環ポンプ、３０…フィルタ、３１…保護容器、３２…フィルタリングシステム起動弁、３３…バイパス用開閉弁、３４ａ〜３４ｄ…隔離弁、４０，４０′，４０″…原子炉格納容器ベントシステム
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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