(57)【要約】【課題】格納容器のうち比較的強度の低い部位から漏れ出したガスから放射性物質を分離し、捕集可能な放射性物質除去システムを提供する。【解決手段】実施形態によれば、原子炉圧力容器１０を格納する格納容器２０の外壁２２のうち所定部分（継ぎ目）２２ａを覆っており、当該所定部分２２ａから漏出する放射性物質を含むガスを受けるカバー４４と、鉛直方向に所定の距離延びており、且つ内部空間５５に放射性物質を捕集するための水が貯留されており、カバー４４からのガスを鉛直上側に導くと共に当該ガスに含まれる放射性物質を分離して液体中に捕集するスクラビング管５０とを有する。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉圧力容器を格納する格納容器の外壁のうち所定部分を覆っており、当該所定部分から漏出する放射性物質を含むガスを受けるカバーと、
鉛直方向に所定の距離延びており、且つ内部空間に放射性物質を捕集するための水が貯留されており、前記カバーからのガスを鉛直上側に導くと共に当該ガスに含まれる放射性物質を分離して水中に捕集するスクラビング管と、
を備えること特徴とする放射性物質除去システム。
【請求項２】
前記スクラビング管の鉛直上側に接続されており、所定の量の水を貯留可能に構成されており、且つ当該スクラビング管内に放射性物質を捕集するための水を供給可能な上部プールを、
さらに備えることを特徴とする請求項１に記載の放射性物質除去システム。
【請求項３】
前記スクラビング管内に流入するガスの流れを複数に分けることにより、当該スクラビング管内のガスの気泡を微細化する気泡微細化部材を、
さらに備えることを特徴とする請求項１又は請求項２に記載の放射性物質除去システム。
【請求項４】
前記気泡微細化部材は、
略筒状をなしており、前記スクラビング管から径方向内側に所定の間隔をあけて当該スクラビング管と同軸に配置されている筒状部を有し、
当該筒状部には、前記カバーから当該スクラビング管内に向かうガスが通る貫通孔が複数形成されている
ことを特徴とする請求項３に記載の放射性物質除去システム。
【請求項５】
前記気泡微細化部材の外面は、
当該気泡微細化部材に比べて融点が低い材料で構成されたコーティング部材で覆われている
ことを特徴とする請求項３又は請求項４に記載の放射性物質除去システム。
【請求項６】
前記気泡微細化部材の下側端部は、前記カバーに比べて鉛直下側に配置されており、
当該カバーのうち鉛直上側と当該下側端部とを接続しており、当該カバーからのガスを当該下側端部に導くガス配管を、
さらに備えることを特徴とする請求項３ないし請求項５のいずれか一項に記載の放射性物質除去システム。
【請求項７】
当該ガス配管には、前記カバーと前記スクラビング管との間においてガスの流れを遮断可能な遮断弁が設けられており、
当該遮断弁は、その温度及び貫流するガス圧力のうち少なくとも一方が所定値を超えるときに開くよう構成されている
ことを特徴とする請求項６に記載の放射性物質除去システム。
【請求項８】
前記遮断弁は、
弁体のノーマル位置が閉位置であり、且つ温度が所定値以上であるときに弁体を閉位置に保持する部材が溶融して開弁する溶解弁である
ことを特徴とする請求項７に記載の放射性物質除去システム。
【請求項９】
前記上部プールの鉛直上側に接続されており、前記スクラビング管内において放射性物質が分離されたガスを外部に排出する排気ラインを、
さらに備えることを特徴とする請求項１ないし請求項８のいずれか一項に記載の放射性物質除去システム。
【請求項１０】
前記排気ラインには、当該排気ラインを貫流するガスから放射性物質を分離可能なフィルタが設けられている
ことを特徴とする請求項９に記載の放射性物質除去システム。
【請求項１１】
外部から水を当該上部プールに供給することが可能な水供給ラインを、
さらに備えることを特徴とする請求項１０に記載の放射性物質除去システム。
【請求項１２】
前記水供給ラインには、外部から前記上部プールに向かう流れを許し、且つ当該上部プールから外部に向かう流れを止める逆止弁が、設けられている
ことを特徴とする請求項１１に記載の放射性物質除去システム。
【請求項１３】
前記格納容器には、配管が貫通しており、
前記カバーは、前記格納容器の外壁と当該配管との継ぎ目を覆うように配置されている
ことを特徴とする請求項１ないし請求項１２のいずれか一項に記載の放射性物質除去システム。
【請求項１４】
原子炉圧力容器を格納する格納容器と、
当該格納容器の外壁のうち所定部分を覆っており、当該所定部分から漏出する放射性物質を含むガスを受けるカバーと、
鉛直方向に所定の距離延びており、且つ内部空間に放射性物質を捕集するための水が貯留されており、前記カバーからのガスを鉛直上側に導くと共に当該ガスに含まれる放射性物質を分離して水中に捕集するスクラビング管と、
を備えること特徴とする原子力施設。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明の実施形態は、放射性物質で汚染されたガスから当該放射性物質を除去するシステムに関し、特に、格納容器から漏れ出したガスから放射性物質を分離、除去するシステムに関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力施設においては、原子炉圧力容器に接続された一次冷却系の配管が破損した場合など、冷却材が流出する事故、いわゆる冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）が生じる場合がある。原子炉において冷却水喪失事故が生じると、原子炉圧力容器内の冷却材の水位が低下し、炉心が露出して冷却が不十分になる場合がある。
【０００３】
このような場合、水位低下の信号により自動的に原子炉は非常停止されると共に、非常用炉心冷却装置（ＥＣＣＳ）により原子炉圧力容器内への冷却水の注入が行われ、炉心を冠水させて冷却する。このようにして、通常、炉心溶融事故は、未然に防がれる。
【０００４】
しかしながら、非常用炉心冷却装置が作動せず、且つその他の注水設備も利用できない場合も想定される。このような場合、運転停止後の原子炉で発生する崩壊熱により、燃料棒の温度が上昇し、炉心溶融が生じる場合がある。このような場合、高温の炉心溶融物が、原子炉圧力容器の底部に溶け落ち、さらに当該底部を溶融、貫通して、格納容器のうち原子炉圧力容器の鉛直下側にある床の上に落下する。
【０００５】
このような事象が生じた場合、当該床を構成するコンクリートと炉心溶融物が反応して、二酸化炭素や水素等の非凝縮性ガスが生じる。また、原子炉圧力容器内においては、燃料棒のうち一般的にジルコニウムを含んで構成されている燃料被覆管と冷却材が反応して、水素が生じる。加えて、格納容器内には、冷却材（水）が蒸発することにより大量の蒸気も発生する。発生した非凝縮性ガスや蒸気により格納容器内の圧力が上昇し、当該圧力により格納容器が破損する虞がある。
【０００６】
このような格納容器内の圧力上昇による破損を防ぐために、放射性物質を除去しながら格納容器内のガスを外部環境に放出するフィルタードベント装置が提案されている（例えば、特許文献１参照）。このようなフィルタードベント装置を用いることにより、格納容器外への放射性物質の放出を抑制することが可能である。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００７】
【特許文献１】特開平４−２１６４９７号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００８】
しかし、上述したフィルタードベント装置は、格納容器内からの放射性物質を含んだガスを、格納容器外に配置された一つのフィルタ容器により処理するため、当該フィルタ容器の寸法が比較的大きなものとなり、原子炉建屋内にフィルタ容器の設置スペースを確保することが比較的困難である。
【０００９】
また、上述した格納容器には、配管が貫通している継ぎ目の部分など、周囲に比べて強度が低い部分が存在する。シビアアクシデント時に格納容器内の圧力が上昇すると、格納容器のうち比較的強度が低い部分からは、セシウムやヨウ素等の放射性物質を含んだガスが外部に漏れ出る虞がある。
【００１０】
原子炉建屋内においては、放射性物質が原子炉建屋外に放出されることを抑制するために、比較的簡素な構成により、格納容器のうち比較的強度が弱い部位から漏れ出たガスから放射性物質を分離、除去する技術が要望されている。
【００１１】
本発明の実施形態は、上記事情に鑑みてなされたものであって、格納容器のうち比較的強度の低い部位から漏れ出したガスから放射性物質を分離し、捕集可能な放射性物質除去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】
【００１２】
上述の目的を達成するため、本発明の実施形態の放射性物質除去システムは、原子炉圧力容器を格納する格納容器の外壁のうち所定部分を覆っており、当該所定部分から漏出する放射性物質を含むガスを受けるカバーと、鉛直方向に所定の距離延びており、且つ内部空間に放射性物質を捕集するための水が貯留されており、前記カバーからのガスを鉛直上側に導くと共に当該ガスに含まれる放射性物質を分離して水中に捕集するスクラビング管と、を備えること特徴とする。
【００１３】
本発明の実施形態の原子力施設は、原子炉圧力容器を格納する格納容器と、当該格納容器の外壁のうち所定部分を覆っており、当該所定部分から漏出する放射性物質を含むガスを受けるカバーと、鉛直方向に所定の距離延びており、且つ内部空間に放射性物質を捕集するための水が貯留されており、前記カバーからのガスを鉛直上側に導くと共に当該ガスに含まれる放射性物質を分離して水中に捕集するスクラビング管と、を備えること特徴とする。
【発明の効果】
【００１４】
本発明の実施形態によれば、格納容器のうち比較的強度の低い部位から漏れ出した放射性物質を含んだガスから、放射性物質を分離して、当該放射性物質をスクラビング管内の水中に捕集することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１５】
【図１】第１の実施形態の放射性物質除去システムを有する格納容器及び原子炉建屋の断面立面図である。
【図２】第１の実施形態の放射性物質除去システムの斜視図であり、分離用配管、上部プール及び排気用配管に関しては、縦断面を示している。
【図３】第２の実施形態の放射性物質除去システムの断面立面図であり、カバー及び電気計装配管については、模式的に示している。
【図４】第２の実施形態の放射性物質除去システムのうち気泡微細化部材の周辺構成を示す拡大断面図である。
【図５】第２の実施形態の変形例１の放射性物質除去システムにおける変形例の気泡微細化部材の周辺構成を示す拡大断面図である。
【図６】第２の実施形態の変形例２の放射性物質除去システムにおける変形例の気泡微細化部材の周辺構成を示す拡大断面図である。
【図７】第３の実施形態の放射性物質除去システムの断面立面図であり、カバー、電気計装配管については、模式的に示している。
【図８】第３の実施形態の変形例の放射性物質除去システムの断面立面図であり、カバー、電気計装配管については、模式的に示している。
【図９】第４の実施形態の放射性物質除去システムの断面立面図であり、カバー、電気計装配管については、模式的に示している。
【図１０】第４の実施形態の変形例の放射性物質除去システムの断面立面図であり、カバー、電気計装配管については、模式的に示している。
【発明を実施するための形態】
【００１６】
以下に、本発明の実施形態について図面を参照して説明する。なお、以下に説明する実施形態により、本発明が限定されるものではなく、その要旨を逸脱しない範囲において種々の変更が可能である。
【００１７】
〔第１の実施形態〕
（原子炉建屋及び格納容器の構成）
第１の実施形態の放射性物質除去システムが適用される格納容器及び原子力施設の構成について図１を用いて説明する。図１は、本実施形態の放射性物質除去システムが適用される格納容器及び原子炉建屋の断面立面図である。
【００１８】
なお、各図において、鉛直方向のうち上側を「鉛直上側」と記して矢印Ｕで示し、下側を「鉛直下側」と記して矢印Ｄで示す。加えて、水平方向を矢印Ｈで示す。なお、原子炉建屋については、図１に二点鎖線で示し、詳細な構造の表示を省略している。
【００１９】
図１に示すように、本実施形態の原子力施設１は、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）を有しており、具体的には、炉心２及び炉内構造物（図示せず）を収容する原子炉圧力容器１０と、原子炉圧力容器１０を格納する格納容器２０と、格納容器２０を囲うように構成された原子炉建屋１ａとを有している。本実施形態において、原子炉圧力容器１０は、ステンレス鋼で構成されている。一方、格納容器２０は、金属製の内張りを備えた鉄筋コンクリートで構成されている。
【００２０】
原子炉圧力容器１０は、軸心が鉛直方向に延びる筒状の部分である筒状部１２と、筒状部１２より鉛直下側を構成する部分である圧力容器底部１４と、筒状部１２より鉛直上側を構成する部分である頂部１６とを有している。炉心２の冷却が十分に行われない状態が継続されて、当該炉心２が溶融すると、圧力容器底部１４は、当該炉心２が溶融したもの、いわゆる炉心溶融物３を受けて高温となり、場合によっては、溶融する。
【００２１】
格納容器２０の内部にある空間は、ドライウェル（dry-well）２１ｄとウェットウェル（wet-well）２１ｗに仕切られている。格納容器２０のうちウェットウェル２１ｗには、原子炉圧力容器１０から放出された蒸気（冷却水）を凝縮させて水に戻すプール（以下、圧力抑制プールと記す）２３が設けられている。
【００２２】
なお、格納容器２０のうち、圧力容器底部１４より鉛直下側において水平方向に延びている部分を、以下に「床部」と記して符号２４で示す。また、格納容器２０のうち水平方向外側にある壁面を、「外壁」と記して符号２２で示す。
【００２３】
圧力抑制プール２３には、冷却材としての水（以下、単に「冷却水」と記す）が貯留されている。圧力抑制プール２３は、原子炉圧力容器１０からの蒸気を冷却し凝縮させることにより、ドライウェル２１ｄの圧力上昇を抑制する。圧力抑制プール２３は、格納容器２０内のうち原子炉圧力容器１０より水平方向外側に設けられている。
【００２４】
ウェットウェル２１ｗを画定する壁２５，２６のうち、鉛直方向に延びる壁２６の水平方向内側には、格納容器２０の床部２４に対して原子炉圧力容器１０を支持する壁（以下、ペデスタル壁と記す）２８が、設けられている。ペデスタル壁２８は、格納容器２０の床部２４から突出して鉛直上側に延びており、筒状部１２に結合されて原子炉圧力容器１０を支持している。ペデスタル壁２８は、主にコンクリートにより構成されている。
【００２５】
格納容器２０のうち床部２４は、原子炉圧力容器１０の鉛直下側に設けられており、主にコンクリートで構成されている床（以下、コンクリート床と記す）２７を有している。コンクリート床２７は、鉛直方向において圧力容器底部１４と対向している。
【００２６】
コンクリート床２７は、ペデスタル壁２８の内側を水平方向に広がっている。炉心溶融が生じた場合、高温の炉心溶融物３が、圧力容器底部（いわゆる下鏡）１４に溜まり、さらに当該圧力容器底部１４を溶融、貫通して、鉛直下側に溶け落ちて、コンクリート床２７の上に落下する。なお、ペデスタル壁２８の近傍には、当該コンクリート床２７上にある冷却水（いわゆる漏洩水）を集めるための空間、いわゆるドレンサンプ２９が形成されている。
【００２７】
（格納容器を貫通する配管）
また、原子力施設１は、格納容器２０を貫通して延びている配管３０，３３を複数有している。具体的には、コンクリート床２７上に冷却水を供給するための配管（以下、注水配管と記す）３０と、各種の電気配線を通すための配管（以下、電気計装配管と記す）３３とを有している。
【００２８】
注水配管３０は、格納容器２０及びペデスタル壁２８を貫通して延びており、格納容器２０外からコンクリート床２７の近傍まで延びている。注水配管３０内には、冷却水が流れる。注水配管３０の途中には、冷却水の流れを遮断可能な弁３１が設けられている。当該弁３１が開かれることにより、注水配管３０は、格納容器２０外からの冷却水の流れを、コンクリート床２７上に導く。
【００２９】
電気計装配管３３は、格納容器２０を貫通して延びており、その内部を複数の電気配線（図示せず）が通っている。当該電気配線は、例えば、格納容器２０内に配置されたセンサ類と、格納容器２０外に配置された計測装置等とを電気的に接続する配線である。
【００３０】
（放射性物質除去システムの構成）
次に、本実施形態の放射性物質除去システム４０の構成について図１及び図２を用いて説明する。図２は、本実施形態の放射性物質除去システムの斜視図であり、分離用配管、上部プール及び排気用配管に関しては、縦断面を示している。
【００３１】
図１及び図２に示すように、本実施形態の放射性物質除去システム４０は、格納容器２０の外壁２２のうち所定部分を覆っており、当該所定部分から漏れ出る放射性物質を含むガスを受けるカバー４４を有している。本実施形態のカバー４４は、外壁２２のうち電気計装配管３３との継ぎ目２２ａを覆っている。当該継ぎ目２２ａからカバー４４内に漏れ出したガス（いわゆる汚染ガス）には、セシウムやヨウ素等の放射性物質が含まれている。
【００３２】
カバー４４は、電気計装配管３３と同軸に略円柱状をなしており、略環状の継ぎ目２２ａから径方向外側に所定の間隔をあけて電気計装配管３３の外側を覆っている。図１に示すように、カバー４４内には、当該継ぎ目２２ａに沿って略環状の空間４５が形成されている。外壁２２の継ぎ目２２ａから漏れ出た放射性物質を含むガスは、カバー４４内の略環状の空間４５に捕集される。
【００３３】
また、放射性物質除去システム４０は、カバー４４からのガスを鉛直上側に導くと共に、当該ガスに含まれる放射性物質を分離して液体中に捕集する管（以下、スクラビング管と記す）５０を有している。スクラビング管５０は、鉛直方向に所定の距離、延びている。スクラビング管５０内にある空間（以下、内部空間と記す）５５には、放射性物質を捕集するための液体、本実施形態においては、水が貯留されている。
【００３４】
スクラビング管５０は、内径が５０ｍｍ程度の配管であり、鉛直方向に約５ｍ延びている。スクラビング管５０のうち鉛直下側すなわち上流側の端部５１は、カバー４４の鉛直上側に接続されており、当該カバー４４内の空間４５と内部空間５５は、連通している。カバー４４からのガスは、水が貯留された内部空間５５を微細な気泡の形態で鉛直上側に流動する。この間、気泡に含まれる放射性物質は、内部空間５５に貯留されている水と接することにより、当該気泡から分離されて水中に捕集される。
【００３５】
また、本実施形態の放射性物質除去システム４０は、スクラビング管５０内の内部空間５５に放射性物質を捕集するための水を供給する水源として、スクラビング管５０の鉛直上側に接続されており、所定の量の液体（水）を貯留可能なプール（以下、上部プールと記す）６０を有している。上部プール６０は、少なくともスクラビング管５０の内部空間５５に水を供給可能に構成されており、本実施形態においては、内部空間５５に連通するカバー４４内の空間４５にも水を供給可能である。
【００３６】
スクラビング管５０が崩壊熱を受けて内部空間５５にある水が部分的に気化して蒸発した場合、その分、上部プール６０に貯留されている水がスクラビング管５０内に流入する。これにより、スクラビング管５０及び上部プール６０内に貯留されている水の水位を、所定の範囲内に維持することが可能となり、スクラビング管５０内において放射性物質を分離する機能を維持することができる。
【００３７】
また、本実施形態の放射性物質除去システム４０は、上部プール６０の鉛直上側に接続されており、スクラビング管５０内において放射性物質が分離されたガスを、外部に排出する管路（以下、排気ラインと記す）７０を有している。本実施形態の排気ライン７０は、上部プール６０からのガスを、原子炉建屋１ａ外に導く。なお、排気ライン７０は、上部プール６０からのガスを原子炉建屋１ａ内に導くものとしても良い。
【００３８】
以上のように構成された放射性物質除去システム４０は、格納容器２０のうち比較的強度の低い部位である外壁２２と電気計装配管３３との継ぎ目２２ａから漏れ出した放射性物質を含んだガスから、放射性物質を分離して、当該放射性物質をスクラビング管５０内の水中に捕集することができる。放射性物質が分離されたガスは、上部プール６０及び排気ライン７０を通って外部に排出される。
【００３９】
これにより、格納容器２０内の圧力上昇を抑制すると共に、放射性物質が、原子炉建屋１ａ外に放出されることを抑制することができ、シビアアクシデント時において外部環境及び原子炉建屋１ａ内が放射性物質により汚染されることを防止することができる。
【００４０】
〔第２の実施形態〕
第２の実施形態の放射性物質除去システムの構成について図１及び図３及び図４を用いて説明する。図３は、本実施形態の放射性物質除去システムの断面立面図であり、カバー及び電気計装配管については、模式的に示している。図４は、本実施形態の放射性物質除去システムのうち気泡微細化部材の周辺構成を示す拡大断面図である。なお、第１の実施形態と略共通の構成については、同一の符号を付して説明を省略する。
【００４１】
図３に示すように、本実施形態の放射性物質除去システム４０Ｃは、スクラビング管５０内に流入するガスの流路を複数に分けることにより、当該スクラビング管５０内のガスの気泡を微細化する部材（以下、気泡微細化部材と記す）８０を有している。本実施形態において、気泡微細化部材８０は、スクラビング管５０の鉛直下側（すなわち上流側）の端部５１の径方向内側に配置されている。
【００４２】
気泡微細化部材８０は、スクラビング管５０の鉛直下側の端部５１と共にカバー４４に接続されている部分（以下、基部と記す）８２と、基部８２の鉛直上側すなわち下流側において略筒状をなしており、スクラビング管５０から径方向内側に所定の間隔あけてスクラビング管５０と同軸に配置されている部分（以下、単に「筒状部」と記す）８４と、筒状部８４の鉛直上側において円板状をなしている部分（以下、円板部と記す）８５とを有している。なお、筒状部８４及びスクラビング管５０の軸心を、図４に一点鎖線Ａで示す。
【００４３】
本実施形態において、筒状部８４の径方向内側にある空間８７は、基部８２の径方向内側にある空間８６に比べて、スクラビング管５０の軸心（図４に一点鎖線Ａで示す）に直交する断面積、いわゆる流路断面積が小さくなるように構成されている。これら空間８６，８７は、カバー４４内の空間４５（図１参照）と連通しており、当該カバー４４からの放射性物質を含んだガスが流入する。
【００４４】
筒状部８４には、複数の貫通孔８８が形成されている。カバー４４からのガスは、複数の貫通孔８８のうちいずれかを通って当該スクラビング管５０内に流入する。スクラビング管５０内に流入するガスの流れは、筒状部８４において複数に分けられる。スクラビング管５０内にある内部空間５５は、水で満たされており、カバー４４からのガスは、各貫通孔８８において微細な気泡となってスクラビング管５０内に流入する。貫通孔８８において生じた微細な気泡は、スクラビング管５０内を鉛直上側に流動する。この間、気泡に含まれる放射性物質は、内部空間５５に貯留されている水と接して、水中に捕集される。
【００４５】
なお、筒状部８４の鉛直方向（すなわち軸方向）の寸法は、スクラビング管５０内において分離され、基部８２の鉛直上側に沈殿する放射性物質の量を考慮して決定されている。気泡微細化部材８０の筒状部８４は、スクラビング管５０内で分離された放射性物質により、全ての貫通孔８８が塞がれてしまわないように構成されている。
【００４６】
以上に説明した本実施形態の放射性物質除去システムによれば、カバー４４からのガスの流れが、気泡微細化部材８０により複数に分けられるため、スクラビング管５０内のガスの気泡が微細化される。これにより、放射性物質を含むガスと水が接触する面積（いわゆる気液界面積）が増大して、放射性物質の水中への捕集が促進される。なお、気泡の径をマイクロメーターオーダーのものにすれば、当該気泡が水中に溶解し、当該気泡から放射性物質を分離する効果がさらに高いものにすることができる。
【００４７】
（変形例１）
なお、図５に示す変形例１の放射性物質除去システムのように、気泡微細化部材８０の外面（すなわちスクラビング管５０内に貯留されている水に面する側の表面）は、当該気泡微細化部材８０に比べて融点が低い材料で構成されたコーティング部材９０により覆われているものとしても良い。コーティング部材９０を構成する材料には、シビアアクシデント時に溶融するような材料、例えば、比較的融点が低い金属材料や蝋が用いられる。
【００４８】
原子炉の通常運転時においては、気泡微細化部材８０の外側にあるコーティング部材９０が、スクラビング管５０内に貯留されている水に曝される。これにより、通常運転時において、気泡微細化部材８０が、スクラビング管５０内に貯留されている水により腐食することや、汚れが付着することを抑制することができる。また、通常運転時においてスクラビング管５０内に貯留されている水が、カバー４４及び格納容器２０の外壁２２に到達することを防止することも可能である。
【００４９】
一方、シビアアクシデント時において崩壊熱により温度が上昇すると、コーティング部材９０が溶融して、気泡微細化部材８０の外側から除去される。これにより、気泡微細化部材８０は、スクラビング管５０内に貯留されている水に露出する。気泡微細化部材８０は、カバー４４からのガスを微細な気泡にしてスクラビング管５０内に生じさせることができる。
【００５０】
（変形例２）
また、図６に示す変形例２の放射性物質除去システムのように、排気ライン７０には、当該排気ライン７０を貫流するガスから放射性物質を分離可能なフィルタ７２が設けられているものとしても良い。フィルタ７２は、金属製のフィルタであり、排気ライン７０を流れるガスから放射性物質を分離する。なお、金属製のフィルタには、金属製のメッシュを複数積層したものを用いることができる。この態様によれば、カバー４４からのガスに含まれる放射性物質のうち、スクラビング管５０内において除去されなかった放射性物質を、フィルタ７２により分離して除去することができる。
【００５１】
〔第３の実施形態〕
第３の実施形態の放射性物質除去システムの構成について図１、図７及び図８を用いて説明する。図７は、本実施形態の放射性物質除去システムの断面立面図であり、カバー、電気計装配管については、模式的に示している。図８は、本実施形態の変形例の放射性物質除去システムの断面立面図であり、カバー、電気計装配管については、模式的に示している。なお、第１の実施形態と略共通の構成については、同一の符号を付して説明を省略する。
【００５２】
図７に示すように、本実施形態の放射性物質除去システム４０Ｅにおいて、気泡微細化部材８０のうち鉛直下側の端部（以下、下側端部と記す）５１及び気泡微細化部材８０は、カバー４４に比べて鉛直下側に配置されている。放射性物質除去システム４０Ｅは、当該カバー４４のうち鉛直上側と、スクラビング管５０の下側端部５１とを接続しており、カバー４４からのガスをスクラビング管５０の下側端部５１に導く配管（以下、ガス配管と記す）４７を有している。
【００５３】
ガス配管４７は、カバー４４から鉛直上側に延びている管４７ａと、当該管４７ａからスクラビング管５０に近接するよう延びている管４７ｃと、当該管４７ｃから鉛直下側に延びており且つカバー４４より鉛直下側の位置まで延びている管４７ｅと、当該管４７ｇからスクラビング管５０の下側端部５１に向けて延びている管４７ｇを含んでいる。本実施形態において、管４７ｇは、当該下側端部５１の内側にある気泡微細化部材８０に接続されている。
【００５４】
本実施形態によれば、スクラビング管５０の鉛直方向の長さ、すなわち下側端部５１と上部プール６０との距離を確保することが容易になる。スクラビング管５０の長さを比較的長いものにすることで、放射性物質を含むガスの気泡と、スクラビング管５０内に貯留されている水が接触する時間をより長いものにすることができ、放射性物質をより確実に水中に捕集することができる。
【００５５】
（変形例）
なお、図８に示す変形例の放射性物質除去システムのように、ガス配管４７には、カバー４４とスクラビング管５０との間においてガスの流れを遮断可能な遮断弁４８が設けられているものとしても良い。当該遮断弁４８は、通常運転時においては、閉じるように構成されている。より具体的には、遮断弁４８は、管４７ｅの途中に設けられており、弁体（図示せず）のノーマル位置が閉位置である常時閉バルブ（normally closed valve）として構成されている。
【００５６】
遮断弁４８は、その温度及び貫流するガス圧力のうち少なくとも一方が、所定値を超えるときに開くよう構成されている。本変形例においては、温度が所定値以上であるときに弁体を閉位置に保持する部材（図示せず）が溶融して開く、いわゆる溶解弁として構成されている。
【００５７】
本変形例によれば、通常運転時において、スクラビング管５０内に貯留されている水が、カバー４４内に流入することを防止することができ、格納容器２０（図１参照）の外壁２２に水が接触することを防止することができる。一方、シビアアクシデント時においては、崩壊熱又はカバー４４から漏れ出したガス圧力により、遮断弁４８が開く。これにより、外壁２２の継ぎ目２２ａ（図１参照）から漏れ出したガスを、スクラビング管５０内に導いて当該ガスに含まれる放射性物質を捕集することができる。
【００５８】
〔第４の実施形態〕
第４の実施形態の放射性物質除去システムの構成について図１、図９及び図１０を用いて説明する。図９は、本実施形態の放射性物質除去システムの断面立面図であり、カバー、電気計装配管については、模式的に示している。図１０は、本実施形態の変形例の放射性物質除去システムの断面立面図であり、カバー、電気計装配管については、模式的に示している。なお、第１の実施形態と略共通の構成については、同一の符号を付して説明を省略する。
【００５９】
図９に示すように、本実施形態の放射性物質除去システム４０Ｇは、外部から水を上部プール６０に供給することが可能な管路（以下、水供給ラインと記す）９４を有している。本実施形態において、水供給ライン９４は、上部プール６０のうち排気ライン７０より鉛直下側に接続されている。
【００６０】
このように構成された放射性物質除去システム４０Ｇによれば、上部プール６０より高い位置に配置されているタンク等の水源や消防車から、上部プール６０及びスクラビング管５０に水を追加的に供給することができる。上部プール６０及びスクラビング管５０内に貯留されている水が、シビアアクシデント時に崩壊熱によって蒸発して減少した場合であっても、外部にある水源等からスクラビング管５０及び上部プール６０に放射性物質を分離するための水を供給することができる。なお、このような水供給ライン９４を設けることにより、スクラビング管５０と連通する上部プール６０を、より貯水量が小さなものにすることが可能となる。
【００６１】
なお、図１０に示す変形例の放射性物質除去システムのように、水供給ライン９４には、外部から上部プール６０に向かう流れを許し、且つ上部プール６０から外部に向かう流れを止める逆止弁９６が、設けられているものとしても良い。水供給ライン９４から上部プール６０に水を供給する際に、上部プール６０の圧力が外部の圧力よりも高い場合に、逆止弁９６は、上部プール６０にある放射性物質を含んだ水が、水供給ライン９４を介して外部に流出することを防止することができる。
【００６２】
〔他の実施形態〕
以上に説明した各実施形態の放射性物質除去システムは、スクラビング管５０の鉛直上側には、当該スクラビング管５０内に放射性物質を捕集するための水を供給可能な上部プール６０と、上部プール６０からのガスを外部に排出する排気ライン７０とを有するものとしたが、本発明に係る放射性物質除去システムは、この態様に限定されるものではない。スクラビング管５０が鉛直方向に十分に長いものであれば、上部プール６０や排気ライン７０は省略することができる。また、放射性物質除去システムは、第１ないし第４の実施形態の構成を、適宜、組み合わせるものとしても良い。
【００６３】
また、上述した各実施形態において、カバー４４は、格納容器２０の外壁２２と電気計装配管３３との継ぎ目２２ａ（図１参照）を覆っているものとしたが、本発明に係る放射性物質除去システムの態様は、これに限定されるものではない。本発明に係るカバーは、格納容器のうち比較的強度が弱い部分を覆っていれば良く、配管と外壁との継ぎ目に限定されるものではない。
【００６４】
本発明のいくつかの実施形態について説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら新規な実施形態はその他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれるとともに、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれる。
【符号の説明】
【００６５】
１  原子力施設
２  炉心
１ａ  原子炉建屋
１０  原子炉圧力容器
１２  筒状部
１４  圧力容器底部
１６  頂部
２０  格納容器
２２  外壁
２２ａ  継ぎ目（所定部分）
２３  圧力抑制プール
２４  床部
２７  コンクリート床
２８  ペデスタル壁
２９  ドレンサンプ
３０  注水配管（配管）
３１  弁
３３  電気計装配管（配管）
４０，４０Ｃ，４０Ｅ，４０Ｇ  放射性物質除去システム
４４  カバー
４５  空間
４７  ガス配管
４７ａ，４７ｃ，４７e，４７ｇ  管
４８  遮断弁
５０  スクラビング管
５１  下側端部（鉛直下側の端部）
５５  内部空間
６０  上部プール
７０  排気ライン
７２  フィルタ
８０  気泡微細化部材
８２  基部
８４  筒状部
８６  空間
８７  空間
８８  貫通孔
９０  コーティング部材
９４  水供給ライン
９６  逆止弁
【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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【図９】
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【図１０】
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