(57)【要約】【課題】原子炉格納容器内の気体を通す水を確保し、原子炉格納容器内で発生した水素ガスや水蒸気に含まれる放射性物質をより確実に除去して排気する。【解決手段】非常用排気装置１０は、原子炉格納容器１２ｂに基端部が接続され、原子炉格納容器１２ｂが設置された原子炉建物１００に設けられた原子炉補機冷却水サージタンク２０に先端部が接続される導入管３０と、原子炉補機冷却水サージタンク２０内の気体を外部に放出する排気管４０とを備え、導入管３０の先端は、原子炉補機冷却水サージタンク２０内の水中に配置され、排気管４０は、導入管３０を介して原子炉格納容器１２ｂから流入しかつ原子炉補機冷却水サージタンク２０の水を通過した気体を外部に放出する。【選択図】図３
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉格納容器に基端部が接続され、前記原子炉格納容器が設置された建物に設けられた貯水タンクに先端部が接続される導入管と、
前記貯水タンク内の気体を外部に放出する排気管とを備え、
前記導入管の先端は、前記貯水タンク内の水中に配置され、
前記排気管は、前記導入管を介して前記原子炉格納容器から流入しかつ前記貯水タンクの水を通過した気体を外部に放出することを特徴とする非常用排気装置。
【請求項２】
前記導入管の先端部は、前記排気管の内部を通って前記貯水タンク内に配置されることを特徴とする請求項１記載の非常用排気装置。
【請求項３】
記導入管の先端に設置されるフィルタ部を更に備え、
当該フィルタ部は、前記導入管を通った気体をろ過するグラスファイバ及び前記気体に含まれる放射性物質を吸着するゼオライトを備えることを特徴とする請求項１又は２記載の非常用排気装置。
【請求項４】
前記貯水タンクは、前記原子炉格納容器よりも上方に位置していることを特徴とする請求項１乃至３のいずれか１項記載の非常用排気装置。
【請求項５】
前記貯水タンクは、原子炉補機冷却水用サージタンクであることを特徴とする請求項１乃至４のいずれか１項記載の非常用排気装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、非常時において原子炉格納容器内で発生した水素ガスや水蒸気に含まれる放射性物質を除去して排気する非常用排気装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
地震や津波等の自然災害により原子炉の安全性を損なうおそれのある緊急事態が発生した場合には、原子炉の運転を速やかに停止する必要がある。しかし、原子炉冷却用補機が故障して原子炉冷却ができなくなった場合には、炉心溶融が発生するおそれがあり、仮に、炉心溶融が発生するとそれに伴って水素ガスや水蒸気が発生する。水素ガスや水蒸気をそのまま放置すると、原子炉格納容器内の圧力が高まって原子炉格納容器が破裂するおそれがある。原子炉格納容器が破裂すると、放射性物質放出防止が周囲に放出され、環境汚染に繋がる。
【０００３】
このため、炉心溶融に伴って発生する水蒸気・水素ガス等による原子炉格納容器の内部圧力の上昇を抑制する対策、及び放射性物質の放出を防止する対策が必要となる。
【０００４】
また、従来、この種の技術としては、特許文献１に記載された技術がある。特許文献１によれば、原子炉格納容器の隣に、下部にスクラビング用水を貯蔵した液相部を有する気密容器が設置されており、原子炉格納容器内の気体をスクラビング用水に通して、気体に含まれる核分裂生成物を除去する、といった技術が開示されている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００５】
【特許文献１】特開平３−７７０９６号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００６】
しかしながら、特許文献１においては、気密容器を設置するためのスペースを確保する必要がある。この際、気密容器は、スクラビング用水を十分に確保する必要があることから大型の設備となり、その分大きな設置スペースが必要となる。しかし、発電所の敷地面積が狭い場合には、設置スペースの確保が難しくなる。
【０００７】
本発明は、このような問題点を解決し、原子炉格納容器内の気体を通す水を確保し、原子炉格納容器内で発生した水素ガスや水蒸気に含まれる放射性物質をより確実に除去して排気する非常用排気装置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】
【０００８】
前記目的を達成するため、本発明は、次に記載する構成を備えている。
【０００９】
（１）  原子炉格納容器に基端部が接続され、前記原子炉格納容器が設置された建物に設けられた貯水タンクに先端部が接続される導入管と、前記貯水タンク内の気体を外部に放出する排気管とを備え、前記導入管の先端は、前記貯水タンク内の水中に配置され、前記排気管は、前記導入管を介して前記原子炉格納容器から流入しかつ前記貯水タンクの水を通過した気体を外部に放出することを特徴とする非常用排気装置。
【００１０】
（１）によれば、原子炉格納容器内の気体を水中に通すことにより、原子炉格納容器内の気体に含まれる放射性物質が水によって捕捉されるため、特に緊急時において、気体から放射性物質を除去して排気することが可能になる。また、既存の貯水タンク内の水中に気体を通すため、ベントに用いる貯水タンクを新規に設置する必要がなくなり、貯水タンク設置のための設置スペースを省略することができる。
【００１１】
（２）  （１）において、前記導入管の先端部は、前記排気管の内部を通って前記貯水タンク内に配置されることを特徴とする非常用排気装置。
【００１２】
（２）によれば、貯水タンク付近において導入管と排気管とが二重管となっているため、既存の貯水タンクの上部に排気管を通すことが可能な穴があれば、排気管を穴に挿入するという簡単な作業によって非常用排気装置を貯水タンク内に設置することが可能になる。
【００１３】
（３）  （１）、（２）において、前記導入管の先端に設置されるフィルタ部を更に備え、当該フィルタ部は、前記導入管を通った気体をろ過するグラスファイバ及び前記気体に含まれる放射性物質を吸着するゼオライトを備えることを特徴とする非常用排気装置。
【００１４】
（３）によれば、原子炉格納容器内で発生した気体は、フィルタ部によって気体に含まれる放射性物質が除去された後に、水中に通されるため、原子炉補機冷却水サージタンクの水が捕捉する放射性物質の量を低減することが可能になる。
【００１５】
（４）  （１）〜（３）において、前記貯水タンクは、前記原子炉格納容器よりも上方に位置していることを特徴とする非常用排気装置。
【００１６】
（４）によれば、建物内において導入管及び排気管を、作業員の障害にならないように設置することが可能になる。
【００１７】
（５）  （１）〜（４）において、前記貯水タンクは、原子炉補機冷却水用サージタンクであることを非常用排気装置。
【００１８】
（５）によれば、原子炉補機冷却水用サージタンクのような既存のタンクを用いて、原子炉格納容器内で発生した気体を水に通すことが可能になる。
【発明の効果】
【００１９】
本発明によれば、原子炉格納容器内の気体を通す水を確保し、原子炉格納容器内で発生した水素ガスや水蒸気に含まれる放射性物質をより確実に除去して排気する非常用排気装置を提供することが可能になる。
【図面の簡単な説明】
【００２０】
【図１】原子力発電所施設１における各種設備の配置を示す平面図である。
【図２】本発明の一実施形態における非常用排気装置１０を備えた原子炉建物１００の内部の概略構造を示す説明図である。
【図３】本発明の一実施形態における非常用排気装置１０の構成を示す説明図である。
【発明を実施するための形態】
【００２１】
以下、本発明の実施形態について、図面を参照しながら説明する。
【００２２】
まず、本発明の実施形態の説明に先立ち、本実施形態が適用される原子力発電所施設１について説明する。
【００２３】
図１は、原子力発電所施設１における各種設備の配置を示す平面図である。図１に示すように、原子力発電所施設１は、原子炉建物１００、タービン建物１１０、廃棄物処理建物１２０、制御室建物１３０、サービス建物１４０、補助ボイラ建物１５０、給水建物１６０、排気筒１８０を備えている。
【００２４】
原子炉建物１００は、原子炉１２、原子炉ウェル１６、使用済燃料プール１８等を収容している。
【００２５】
原子炉１２は、核燃料に核分裂を起こさせ、この核分裂を制御することによって発電に必要な熱量を発生させる装置であり、燃料棒を束ねてなる燃料集合体（図示せず）と、燃料集合体（図示せず）を収容する原子炉圧力容器１２ａと、原子炉圧力容器１２ａを収容する原子炉格納容器１２ｂとを備えている。
【００２６】
原子炉ウェル１６は、原子炉格納容器１２ｂの蓋１４を底面に備えたプール設備であり、原子炉１２内の燃料の交換時に原子炉ウェル１６に水を供給して、原子炉１２を水で満たすものである。
【００２７】
使用済燃料プール１８は、内部が水で満たされており、原子炉１２から取り出した使用済み燃料棒を水中に収容するものである。
【００２８】
タービン建物１１０は、原子炉１２によって加熱されて蒸気化した水によって回転するタービン１１２、及びタービン１１２の回転によって発電を行う発電機１１４を収容している。
【００２９】
廃棄物処理建物１２０は、原子炉建物１００、タービン建物１１０で発生した液体、気体、固体の廃棄物を処理する設備を収容している。例えば、建物の換気をした空気から塵埃を除去するフィルタや、排水をろ過するろ過装置等が廃棄物処理建物１２０に収容されている。
【００３０】
制御室建物１３０は、原子力発電所の運転監視を行う中央制御装置を収納している。
【００３１】
サービス建物１４０は、作業員が、放射線管理区域、例えば、原子炉建物１００、タービン建物１１０、廃棄物処理建物１２０等の放射線管理区域に出入りするための装備に着替える設備、放射線管理区域から戻った際に装備を回収する設備等を収容している。
【００３２】
補助ボイラ建物１５０は、タービン１１２の初期起動や、各建物の暖房に用いる蒸気を生成させる補助ボイラ及び補助ボイラの燃料となる重油タンクを収容している。
【００３３】
給水建物１６０は、貯水槽、ろ過タンク及び純粋タンクを備えている。ろ過タンクには、貯水層の水をろ過した水が貯水される。ろ過タンク及び純粋タンクの水は、補助ボイラに供給され、加熱されて蒸気となり、この蒸気が、配管を介してタービン１１２に送られる。あるいはサービス建物１４０、制御室建物１３０、廃棄物処理建物１２０、タービン建物１１０、原子炉建物１００を通る暖房用の配管に送られる。
【００３４】
排気筒１８０は、原子力発電所施設１内の気体を外部放出するものである。原子力発電所施設１内の気体において放射性物質が含まれている可能性がある気体は、フィルタ等に通して放射性物質が除去された後に排気筒１８０に送られる。
【００３５】
また、図示していないが、原子力発電所施設１は、原子炉補機及び原子炉補機冷却水設備を更に備えている。図示しない原子炉補機は、原子炉１２を冷却する機器であり、図示しない原子炉補機冷却水設備は、原子炉補機を冷却するための設備であり、内部に原子炉補機冷却水（淡水）が流通する配管と、原子炉補機を冷却することによって昇温した原子炉補機冷却水を冷却する熱交換器と、配管内に原子炉補機冷却水を流通させる冷却水ポンプとを備えている。
【００３６】
図２は、本発明の一実施形態における非常用排気装置１０を備えた原子炉建物１００の内部の概略構造を示す説明図である。
図２に示すように、原子炉建物１００は、非常用排気装置１０と、原子炉補機冷却水サージタンク２０、復水貯蔵タンク１７０、補助復水貯蔵タンク１７２及び軽油タンク１７４を更に備えている。
【００３７】
非常用排気装置１０は、原子炉補機冷却水サージタンク２０に設置され、原子炉格納容器１２ｂ内の気体を導入し、気体に含まれる放射性物質をフィルタ部５０（図３参照）で除去した後、原子炉補機冷却水サージタンク２０内の水に通して外部に放出するものである。
【００３８】
原子炉補機冷却水サージタンク２０は、原子炉補機冷却水の圧力が安定するように、原子炉補機冷却水を加圧する水を貯水するタンクである。原子炉補機冷却水サージタンク２０の上面には、マンホール２２（図３参照）が形成されている。本実施形態によれば、３つの原子炉補機冷却水サージタンク２０が原子炉建物１００内に設置されており、１つの原子炉補機冷却水サージタンク２０のマンホール２２（図３参照）に非常用排気装置１０が設置され、他の２つの原子炉補機冷却水サージタンク２０のマンホール２２（図３参照）は、マンホール蓋（図示せず）によって閉じられている。
【００３９】
原子炉ウェル１６及び使用済燃料プール１８は、原子炉格納容器１２ｂよりも上方に設置されるものであるため、原子炉建物１００の上階（例えば４階）に設置されている。また、原子炉補機冷却水サージタンク２０は、原子炉補機冷却水を加圧するものであるため、原子炉格納容器１２ｂよりも上方に設置される。このため、原子炉補機冷却水サージタンク２０は、原子炉建物１００において上階（例えば５階）に設置されている。
【００４０】
復水貯蔵タンク１７０及び補助復水貯蔵タンク１７２は、原子力発電所施設１で使用する水を一時貯蔵しておくためのタンクである。なお、復水貯蔵タンク１７０及び補助復水貯蔵タンク１７２は、非常時に原子炉１２の炉心を冷却するための水源としても使用される。
【００４１】
軽油タンク１７４は、軽油を貯蔵するタンクである。軽油タンク１７４の軽油は、復水貯蔵タンク１７０及び補助復水貯蔵タンク１７２の水を搬送するためのポンプ（図示せず）を運転させることに用いられる。
【００４２】
図３は、本発明の一実施形態における非常用排気装置１０の構成を示す説明図である。
非常用排気装置１０は、導入管３０と、排気管４０と、フィルタ部５０とを備えている。
【００４３】
導入管３０は、原子炉格納容器１２ｂ内の気体を原子炉補機冷却水サージタンク２０内の水中に送り出すものであり、原子炉格納容器１２ｂに接続される連結部３２と、この連結部３２に接続されるＬ字形の継ぎ手からなるエルボ部３４とを備えている。
【００４４】
排気管４０は、原子炉補機冷却水サージタンク２０内の気体を排気筒１８０に導くものであり、原子炉補機冷却水サージタンク２０の外部に延びて排気筒１８０に接続される外管部４２と、原子炉補機冷却水サージタンク２０の内部に延びる内管部４４とからなる。
【００４５】
外管部４２は、円筒状部材の片方の端部に鍔部が形成されたフランジ形の部材である。また、外管部４２の側面には、エルボ部３４が挿入可能な孔部４２ａが形成されている。内管部４４は、円筒状部材の片方の端部に鍔部が形成されたフランジ形の部材である。また、内管部４４の側面は網状に形成されている。
【００４６】
外管部４２の鍔部と内管部４４の鍔部とは同一形状であり、外管部４２の鍔部と内管部４４の鍔部とを重ね合わせて連結することにより、排気管４０が構成される。また、内管部４４の円筒部分の外径は、マンホール２２の径よりも小さく、鍔部の外径はマンホール２２を塞ぐマンホール蓋と同じ径に設定されている。
【００４７】
フィルタ部５０は、筒状のケース５１と、ろ過部５２と、吸着部５４と、フィルタ連結部５６と、出口キャップ５８とを備えている。
【００４８】
ろ過部５２はグラスファイバからなり、吸着部５４はゼオライトからなる。フィルタ連結部５６は、ケース５１の一方の開口部に固定され、エルボ部３４に連結される。出口キャップ５８は、網状部材を複数枚重ねてなる部材であり、ケース５１の他方の開口部に固定される。ケース５１内には、他方の開口部からフィルタ連結部５６側からろ過部５２、吸着部５４が順に収納され、出口キャップ５８によってケース５１の他方の開口部が閉鎖される。
【００４９】
排気管４０の内部には、エルボ部３４が設置される。エルボ部３４の一端部は、孔部４２ａを介して排気管４０の側面から突出している。また、エルボ部３４の他端部は、排気管４０の内部に配置されており、エルボ部３４の他端部と内管部４４とは二重管構造になっている。
【００５０】
そして、非常用排気装置１０は、エルボ部３４の一端部に連結部３２を接続し、エルボ部３４の他端部にフィルタ部５０を接続することによって構成される。
【００５１】
次に、非常用排気装置１０の設置作業について説明する。まず作業員は、原子炉補機冷却水サージタンク２０のマンホール蓋を移動させて、マンホール２２を開放する。次に、マンホール２２に、非常用排気装置１０におけるフィルタ部５０及び内管部４４を挿入して、内管部４４の鍔部を、原子炉補機冷却水サージタンク２０におけるマンホール２２の縁部に当接させる。そして、連結部３２の端部、すなわち導入管３０の基端部を原子炉格納容器１２ｂに接続することによって、非常用排気装置１０が原子炉格納容器１２ｂに設置される。
【００５２】
この時、エルボ部３４の他端部、すなわち導入管３０の先端部が、原子炉補機冷却水サージタンク２０内の水中に配置されている。このため、フィルタ部５０も水中に配置されている。
【００５３】
次に、非常用排気装置１０における気体の流れについて説明する。原子炉格納容器１２ｂ内に水蒸気や水素ガスが発生した場合、その気体は、導入管３０の基端部に流入して、導入管３０の先端部から流出する。導入管３０の先端部から流出した気体は、フィルタ部５０のろ過部５２において気体に含まれる異物が除去され、更に、吸着部５４において気体に含まれる放射性物質が吸着される。このようにフィルタ部５０によって清浄化された気体は、原子炉補機冷却水サージタンク２０内の水中に排出される。この際、気体は、出口キャップ５８を通ることによって微細化され、細かい気泡となって排出される。
【００５４】
水中に排出された気体に、フィルタ部５０において除去しきれなかった放射性物質が含まれている場合、その放射性物質は水によって捕捉される。これによって気体が清浄化される。そして、水を通った気体は、排気管４０の内管部４４に入り、外管部４２を通って排気筒１８０から外部に排出される。
【００５５】
以上、説明したように構成された本実施形態によれば、原子炉格納容器１２ｂ内の気体を水中に通すことにより、原子炉格納容器１２ｂ内の気体に含まれる放射性物質が水によって捕捉されるため、気体から放射性物質を確実に除去して排気することが可能になる。また、既存の原子炉補機冷却水サージタンク２０内の水中に気体を通すため、ベントに用いる貯水タンクを新規に設置する必要がなくなり、貯水タンク設置のための設置スペースを省略することができる。
【００５６】
また本実施形態によれば、導入管３０の先端部は、排気管４０の内部を通って貯水タンク内に配置されている。すなわち、原子炉補機冷却水サージタンク２０付近において導入管３０と排気管４０とが二重管となっているため、既存の原子炉補機冷却水サージタンク２０の上部に設けられているマンホール２２に排気管４０の内管部４４を挿入するという簡単な作業によって、非常用排気装置１０を原子炉補機冷却水サージタンク２０に設置することが可能になる。更に、非常用排気装置１０を、他の原子炉補機冷却水サージタンク２０に付け替えることも容易に可能となる。
【００５７】
また本実施形態によれば、導入管３０の先端にフィルタ部５０が設置されており、フィルタ部５０は、導入管３０を通った気体をろ過するグラスファイバ及び気体に含まれる放射性物質を吸着するゼオライトを備えている。これにより、原子炉格納容器１２ｂ内で発生した気体は、フィルタ部５０によって気体に含まれる放射性物質が除去された後に、水中に通されるため、原子炉補機冷却水サージタンク２０の水が捕捉する放射性物質の量を低減することが可能になる。
【００５８】
また本実施形態によれば、原子炉格納容器１２ｂよりも上方に位置している原子炉補機冷却水サージタンク２０に原子炉格納容器１２ｂ内の気体を送っているため、原子炉建物１００内において導入管３０及び排気管４０を、作業員の障害にならないように設置することが可能になる。
【００５９】
なお、上述した実施形態によれば、非常用排気装置１０は、原子炉補機冷却水サージタンク２０に設置され、原子炉補機冷却水サージタンク２０内の水に原子炉格納容器１２ｂ内の気体を通しているが、それに限らず、例えば、原子炉建物１００内の復水貯蔵タンク１７０あるいは補助復水貯蔵タンク１７２に非常用排気装置１０を設置して、復水貯蔵タンク１７０あるいは補助復水貯蔵タンク１７２内の水に原子炉格納容器１２ｂ内の気体を通してもよい。
【００６０】
また、本実施形態によれば、原子炉建物１００、タービン建物１１０、廃棄物処理建物１２０、制御室建物１３０、サービス建物１４０、補助ボイラ建物１５０及び給水建物１６０は全て繋がっている一つの建物からなっており、これらの建物内にある貯水タンク（例えば、給水建物１６０のタンク）に非常用排気装置１０を設置して、その貯水タンク内の水に原子炉格納容器１２ｂ内の気体を通してもよい。なお、これらの建物内にある貯水タンクとは、建物の内部だけではなく、例えば屋上にある貯水タンクも含んでいることは言うまでもない。また、重度の緊急事態が発生した場合には、使用済燃料プール１８に非常用排気装置１０を設置してもよい。この場合には、フィルタ部５０から排出される気体を捕集する部材を非常用排気装置１０に新たに取り付ける必要がある。
【００６１】
また、導入管３０における連結部３２は、原子炉格納容器１２ｂにつながるガスを流通させる配管から分岐した配管を利用してもよい。すなわち、連結部３２は、原子炉格納容器１２ｂに直接的に接続されていても、間接的に接続されていてもどちらでもよい。
【符号の説明】
【００６２】
１  原子力発電所施設
１０  非常用排気装置
１２  原子炉
１２ａ  原子炉圧力容器
１２ｂ  原子炉格納容器
１４  蓋
１６  原子炉ウェル
１８  使用済燃料プール
２０  原子炉補機冷却水サージタンク
２２  マンホール
３０  導入管
３２  連結部
３４  エルボ部
４０  排気管
４２  外管部
４２ａ  孔部
４４  内管部
５０  フィルタ部
５１  ケース
５２  ろ過部
５４  吸着部
５６  フィルタ連結部
５８  出口キャップ
１００  原子炉建物
１１０  タービン建物
１２０  廃棄物処理建物
１３０  制御室建物
１４０  サービス建物
１５０  補助ボイラ建物
１６０  給水建物
１７０  復水貯蔵タンク
１７２  補助復水貯蔵タンク
１７４  軽油タンク
１８０  排気筒
【図１】
2015059884.tif 000003
【図２】
2015059884.tif 000004
【図３】
2015059884.tif 000005