JP2971614B2 - 原子炉格納容器減圧装置 - Google Patents
原子炉格納容器減圧装置Info
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- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、原子力発電所におい
て、万が一、原子炉格納容器内の圧力が設計値を越える
ような事象が生じたときに、原子炉格納容器内のガスを
大気へ放出し、原子炉格納容器を減圧する原子炉格納容
器減圧装置に関する。
て、万が一、原子炉格納容器内の圧力が設計値を越える
ような事象が生じたときに、原子炉格納容器内のガスを
大気へ放出し、原子炉格納容器を減圧する原子炉格納容
器減圧装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】従来の原子炉格納容器減圧装置は、例え
ば特開昭６３−２５３２９５号公報に記載のように、原
子炉格納容器に接続されたベントラインに湿式洗浄器を
設置し、この湿式洗浄器にガスを通すことによりガスに
含まれる放射性物質を除去する構成となっている。ま
た、湿式洗浄器は、ベンチュリー型ノズルと呼ばれるノ
ズルを有し、このノズルよりタンク水中にガスを放出
し、放射性物質を除去する構成となっている。
ば特開昭６３−２５３２９５号公報に記載のように、原
子炉格納容器に接続されたベントラインに湿式洗浄器を
設置し、この湿式洗浄器にガスを通すことによりガスに
含まれる放射性物質を除去する構成となっている。ま
た、湿式洗浄器は、ベンチュリー型ノズルと呼ばれるノ
ズルを有し、このノズルよりタンク水中にガスを放出
し、放射性物質を除去する構成となっている。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、上記従
来の原子炉格納容器減圧装置には以下に述べる問題点が
ある。
来の原子炉格納容器減圧装置には以下に述べる問題点が
ある。
【０００４】第１に、湿式洗浄器に備えられるベンチュ
リー型ノズルの持つ問題点である。即ち、ベンチュリー
型ノズルは、ベンチュリー作用による液滴への放射性物
質慣性衝突効果を利用して所期の放射性物質除去作用を
得るため、適用流量範囲が狭く、流量調整が必要であ
る。また、圧力損失が大きいため、低圧で運転するよう
な系統には不向きである。更に、構造が複雑であり、製
作工数が多くなるという問題がある。
リー型ノズルの持つ問題点である。即ち、ベンチュリー
型ノズルは、ベンチュリー作用による液滴への放射性物
質慣性衝突効果を利用して所期の放射性物質除去作用を
得るため、適用流量範囲が狭く、流量調整が必要であ
る。また、圧力損失が大きいため、低圧で運転するよう
な系統には不向きである。更に、構造が複雑であり、製
作工数が多くなるという問題がある。
【０００５】第２に、放射性物質除去装置として用いら
れる湿式洗浄器は比較的大掛かりな設備であり、既設プ
ラントへの適用を考慮すると設備の簡素化を図る必要が
あることである。
れる湿式洗浄器は比較的大掛かりな設備であり、既設プ
ラントへの適用を考慮すると設備の簡素化を図る必要が
あることである。
【０００６】第３に、ガスがベントラインの配管を通る
ときにガス中に含まれる水蒸気の一部は配管内で凝縮し
蓄積するが、この凝縮水をそのままにしておくと、凝縮
により捕獲した凝縮水に含まれる放射性物質が再浮遊す
る可能性があり、放射性物質除去装置の負担が増大する
点である。
ときにガス中に含まれる水蒸気の一部は配管内で凝縮し
蓄積するが、この凝縮水をそのままにしておくと、凝縮
により捕獲した凝縮水に含まれる放射性物質が再浮遊す
る可能性があり、放射性物質除去装置の負担が増大する
点である。
【０００７】本発明の第１の目的は、適用流量範囲が広
く、圧力損失が小さく、構造が簡単なノズル手段を備え
た湿式洗浄器を持つ原子炉格納容器減圧装置を提供する
ことである。
く、圧力損失が小さく、構造が簡単なノズル手段を備え
た湿式洗浄器を持つ原子炉格納容器減圧装置を提供する
ことである。
【０００８】本発明の第２の目的は、放射性物質除去装
置の設備の簡素化が可能な原子炉格納容器減圧装置を提
供することである。
置の設備の簡素化が可能な原子炉格納容器減圧装置を提
供することである。
【０００９】本発明の第３の目的は、ベントラインの配
管内で凝縮した凝縮水中に含まれる放射性物質の再浮遊
を防止し、放射性物質除去装置の除去性能要求が低減で
きる原子炉格納容器減圧装置を提供することである。
管内で凝縮した凝縮水中に含まれる放射性物質の再浮遊
を防止し、放射性物質除去装置の除去性能要求が低減で
きる原子炉格納容器減圧装置を提供することである。
【００１０】上記第１の目的を達成するため、本発明
は、原子力発電所において、万が一、原子炉格納容器内
の圧力が設計値を越えるような事象が生じたときに、原
子炉格納容器内のガスを大気へ放出し、原子炉格納容器
を減圧する原子炉格納容器減圧装置において、原子炉格
納容器に接続された少なくとも１本のベントラインと、
このベントラインに設置され、前記ガスに含まれる放射
性物質を除去する湿式洗浄器とを備え、前記湿式洗浄器
を、タンク水中にジェット状にガスを噴出させることに
より放射性物質を除去するノズル手段を有する構成とし
たものである。そしてこの場合、当該ノズル手段は、ベ
ントラインの配管に接続された水平方向の複数のノズル
管と、各ノズル管に下向きに開けられた多数のノズル小
孔とで構成される。または、当該湿式洗浄器のタンク容
器の直径Ｄと当該ノズル手段からタンク水の水面までの
初期深さＨとの比Ｄ／Ｈが３．３以上であり、好ましく
は、約６となるように構成される。
は、原子力発電所において、万が一、原子炉格納容器内
の圧力が設計値を越えるような事象が生じたときに、原
子炉格納容器内のガスを大気へ放出し、原子炉格納容器
を減圧する原子炉格納容器減圧装置において、原子炉格
納容器に接続された少なくとも１本のベントラインと、
このベントラインに設置され、前記ガスに含まれる放射
性物質を除去する湿式洗浄器とを備え、前記湿式洗浄器
を、タンク水中にジェット状にガスを噴出させることに
より放射性物質を除去するノズル手段を有する構成とし
たものである。そしてこの場合、当該ノズル手段は、ベ
ントラインの配管に接続された水平方向の複数のノズル
管と、各ノズル管に下向きに開けられた多数のノズル小
孔とで構成される。または、当該湿式洗浄器のタンク容
器の直径Ｄと当該ノズル手段からタンク水の水面までの
初期深さＨとの比Ｄ／Ｈが３．３以上であり、好ましく
は、約６となるように構成される。
【００１１】また、上記第２の目的を達成するため、本
発明は、上記原子炉格納容器減圧装置において、ベント
ラインの一部を構成する配管部材及びこの配管部材内に
設置され、ガス中の放射性粒子を除去する放射性物質除
去手段を有する配管内組み込み型放射性物質除去装置と
を備える構成としたものである。そしてこの場合、ベン
トラインの上記放射性物質除去装置の下流側に設置さ
れ、タンク水中にジェット状にガスを噴出させることに
より放射性物質を除去するノズル手段を有する湿式洗浄
器を更に備える。
発明は、上記原子炉格納容器減圧装置において、ベント
ラインの一部を構成する配管部材及びこの配管部材内に
設置され、ガス中の放射性粒子を除去する放射性物質除
去手段を有する配管内組み込み型放射性物質除去装置と
を備える構成としたものである。そしてこの場合、ベン
トラインの上記放射性物質除去装置の下流側に設置さ
れ、タンク水中にジェット状にガスを噴出させることに
より放射性物質を除去するノズル手段を有する湿式洗浄
器を更に備える。
【００１２】更に、上記第３の目的を達成するため、本
発明は、上記原子炉格納容器減圧装置において、ベント
ラインに設置され、ベントラインの配管内で凝縮した放
射性物質を含んだ凝縮水を捕集する凝縮水捕集装置を設
置したものである。この凝縮水捕集装置は、好ましく
は、ベントラインの一部を構成する配管部材に設けられ
た凝縮水受けと、廃液タンクと、凝縮水受けを廃液タン
クに接続するドレン配管及び弁とで構成される。配管部
材内の凝縮水受けの上方には好ましくは複数の邪魔板が
設置される。
発明は、上記原子炉格納容器減圧装置において、ベント
ラインに設置され、ベントラインの配管内で凝縮した放
射性物質を含んだ凝縮水を捕集する凝縮水捕集装置を設
置したものである。この凝縮水捕集装置は、好ましく
は、ベントラインの一部を構成する配管部材に設けられ
た凝縮水受けと、廃液タンクと、凝縮水受けを廃液タン
クに接続するドレン配管及び弁とで構成される。配管部
材内の凝縮水受けの上方には好ましくは複数の邪魔板が
設置される。
【００１３】湿式洗浄器を、タンク水中にジェット状に
ガスを噴出させることにより放射性物質を除去するノズ
ル手段を有する構成とすることにより、従来のベンチュ
リー型ノズルのような流量調節は必要とすることなく、
ノズル出口部放射性物質慣性衝突効果を利用して当該ベ
ンチュリー型ノズルと同等の放射性物質除去性能を得る
ことができる。また、小孔を設けるだけでよいので、ノ
ズル部での圧力損失が小さく、構造も簡単である。ま
た、上記ノズルの小孔を下向きにすることにより、ノズ
ル噴流の減速効果が増大し、かつ気液接触時間を増大さ
せることができる。また、更に、タンク容器の直径Ｄと
ノズル手段からタンク水の水面までの初期深さＨとの比
Ｄ／Ｈを３．３以上にすることで、２４時間毎のタンク
水の給水により、気体状の放射性物質の除去に必要な気
液接触時間が得られる。
ガスを噴出させることにより放射性物質を除去するノズ
ル手段を有する構成とすることにより、従来のベンチュ
リー型ノズルのような流量調節は必要とすることなく、
ノズル出口部放射性物質慣性衝突効果を利用して当該ベ
ンチュリー型ノズルと同等の放射性物質除去性能を得る
ことができる。また、小孔を設けるだけでよいので、ノ
ズル部での圧力損失が小さく、構造も簡単である。ま
た、上記ノズルの小孔を下向きにすることにより、ノズ
ル噴流の減速効果が増大し、かつ気液接触時間を増大さ
せることができる。また、更に、タンク容器の直径Ｄと
ノズル手段からタンク水の水面までの初期深さＨとの比
Ｄ／Ｈを３．３以上にすることで、２４時間毎のタンク
水の給水により、気体状の放射性物質の除去に必要な気
液接触時間が得られる。
【００１４】配管内組み込み型放射性物質除去装置を上
記放射性物質除去装置の上流側に配置することにより、
後段の除去装置の性能要求が低減でき、設備を簡素化す
ることができると共に、十分な放射性物質除去性能が得
られる。また、ベントラインの任意の位置に設置するこ
とができるので装置を保守点検のしやすい場所に設置す
ることができる。
記放射性物質除去装置の上流側に配置することにより、
後段の除去装置の性能要求が低減でき、設備を簡素化す
ることができると共に、十分な放射性物質除去性能が得
られる。また、ベントラインの任意の位置に設置するこ
とができるので装置を保守点検のしやすい場所に設置す
ることができる。
【００１５】ベントラインにベントラインの配管内で凝
縮した放射性物質を含んだ凝縮水を捕集する凝縮水捕集
装置を設置することにより、凝縮により捕獲された放射
性物質の再浮遊を防止することができ、このことによ
り、後段に設けられる放射性物質除去装置の除去性能要
求の低減が可能になる。
縮した放射性物質を含んだ凝縮水を捕集する凝縮水捕集
装置を設置することにより、凝縮により捕獲された放射
性物質の再浮遊を防止することができ、このことによ
り、後段に設けられる放射性物質除去装置の除去性能要
求の低減が可能になる。
【００１６】
【実施例】以下、本発明の実施例を図面により説明す
る。まず、本発明の第１の実施例に係わる原子炉格納容
器減圧装置の概要を図１により説明する。図１におい
て、１は原子炉格納容器であり、原子炉格納容器１内に
は圧力容器２が収納されている。また原子炉格納容器１
はウエットウエルを形成する圧力抑制室３とドライウエ
ル４とに区分され、圧力抑制室３には圧力抑制プール５
が設けられ、ドライウエル４と圧力抑制プール５とは複
数のベント管６で連通している。
る。まず、本発明の第１の実施例に係わる原子炉格納容
器減圧装置の概要を図１により説明する。図１におい
て、１は原子炉格納容器であり、原子炉格納容器１内に
は圧力容器２が収納されている。また原子炉格納容器１
はウエットウエルを形成する圧力抑制室３とドライウエ
ル４とに区分され、圧力抑制室３には圧力抑制プール５
が設けられ、ドライウエル４と圧力抑制プール５とは複
数のベント管６で連通している。
【００１７】以上の原子炉格納容器１に、万が一、原子
炉格納容器１内の圧力が設計値を越えるような事象が生
じたときに、原子炉格納容器１内のガスを大気へ放出し
て減圧する原子炉格納容器減圧装置６０が設けられてい
る。減圧装置６０は複数のベントライン７〜１０を有
し、ベントライン７〜１０には隔離弁１１〜１４が設置
され、この隔離弁１１〜１４を開くことにより対応する
ベントラインからガスが放出される。また、ベントライ
ン７〜１０のうちベントライン８，９は１本のベントラ
イン６１にまとめられ、このベントライン６１には湿式
洗浄器１５オリフィス１６及び開閉弁１７が設置され、
放出ガスに同伴される放射性物質による周囲環境汚染が
著しいと考えられる場合は、ベントライン８及び／又は
９を使用し、原子炉格納容器１内のガスを湿式洗浄器１
５を通して排気塔１８より周囲環境へ放出する。
炉格納容器１内の圧力が設計値を越えるような事象が生
じたときに、原子炉格納容器１内のガスを大気へ放出し
て減圧する原子炉格納容器減圧装置６０が設けられてい
る。減圧装置６０は複数のベントライン７〜１０を有
し、ベントライン７〜１０には隔離弁１１〜１４が設置
され、この隔離弁１１〜１４を開くことにより対応する
ベントラインからガスが放出される。また、ベントライ
ン７〜１０のうちベントライン８，９は１本のベントラ
イン６１にまとめられ、このベントライン６１には湿式
洗浄器１５オリフィス１６及び開閉弁１７が設置され、
放出ガスに同伴される放射性物質による周囲環境汚染が
著しいと考えられる場合は、ベントライン８及び／又は
９を使用し、原子炉格納容器１内のガスを湿式洗浄器１
５を通して排気塔１８より周囲環境へ放出する。
【００１８】以上の減圧装置６０において、湿式洗浄器
１５は図２及び図３に示すような構成を有している。即
ち、図２において、３１はベントライン６１の一部を成
すベント管であり、ベント管３１は容器３５内を垂下す
る垂直部分を有し、その先端はタンク水３４中において
水平方向のノズルヘッダ管３２に接続されている。ノズ
ルヘッダ管３２には、図３に示すように、同様に水平方
向の複数のノズル管３３がくし刺し状に取り付けられて
おり、ノズル管３３の最下部側面には多数のノズル小孔
３６が下向きに開けられている。ガスはベント管３１を
通り、ノズルヘッダ管３２に送られ、ここから更にノズ
ル管３３に送られ、多数のノズル小孔３６よりタンク水
３４中にジェット状に噴射される。このようにガスをタ
ンク水中にジェット状に噴射させることによりガスに含
まれる粒子状の放射性物質が除去される。なお、ノズル
小孔３６の径及び数はノズル出口流速が十分得られるよ
うに決定される。このノズル管３３とノズル小孔３６と
からなるノズルを、本明細書ではインパクト型ノズルと
称する。また、タンク水３４にはチオ硫酸ナトリウムが
添加され、気体状の放射性物質、即ち、単体ヨウ素はこ
の添加物質による化学反応吸収により除去される。
１５は図２及び図３に示すような構成を有している。即
ち、図２において、３１はベントライン６１の一部を成
すベント管であり、ベント管３１は容器３５内を垂下す
る垂直部分を有し、その先端はタンク水３４中において
水平方向のノズルヘッダ管３２に接続されている。ノズ
ルヘッダ管３２には、図３に示すように、同様に水平方
向の複数のノズル管３３がくし刺し状に取り付けられて
おり、ノズル管３３の最下部側面には多数のノズル小孔
３６が下向きに開けられている。ガスはベント管３１を
通り、ノズルヘッダ管３２に送られ、ここから更にノズ
ル管３３に送られ、多数のノズル小孔３６よりタンク水
３４中にジェット状に噴射される。このようにガスをタ
ンク水中にジェット状に噴射させることによりガスに含
まれる粒子状の放射性物質が除去される。なお、ノズル
小孔３６の径及び数はノズル出口流速が十分得られるよ
うに決定される。このノズル管３３とノズル小孔３６と
からなるノズルを、本明細書ではインパクト型ノズルと
称する。また、タンク水３４にはチオ硫酸ナトリウムが
添加され、気体状の放射性物質、即ち、単体ヨウ素はこ
の添加物質による化学反応吸収により除去される。
【００１９】次に、本実施例の湿式洗浄器の作用を従来
装置と比較しながら説明する。図４は、放射性物質除去
装置として用いられる湿式洗浄器における従来型のノズ
ル、即ち、ベンチュリ型ノズルを示している。このノズ
ルによる放射性物質除去原理は、液滴への放射性物質慣
性衝突効果を利用している。即ち、ガス２５がノズルス
ロート２０部を通る際に、小孔２３より水を吸い込み、
液滴２２がガス中に分散する。このとき、液滴２２とガ
ス流の移動速度の相違により、速度の遅い液滴へガス流
中に含まれる放射性物質が慣性衝突することにより、放
射性物質が液滴内に捕集される。しかしながら、この型
式のノズルは、液滴２２の分散を得るためのガス２５の
流量範囲が狭いことから、流量調整しなければならない
という問題がある。また、圧力損失が大きいため、低圧
で運転することが考えられている本系統では不向きであ
る。更に、この型式のノズルは構造が複雑であり、製作
工数が多くなることが考えられる。
装置と比較しながら説明する。図４は、放射性物質除去
装置として用いられる湿式洗浄器における従来型のノズ
ル、即ち、ベンチュリ型ノズルを示している。このノズ
ルによる放射性物質除去原理は、液滴への放射性物質慣
性衝突効果を利用している。即ち、ガス２５がノズルス
ロート２０部を通る際に、小孔２３より水を吸い込み、
液滴２２がガス中に分散する。このとき、液滴２２とガ
ス流の移動速度の相違により、速度の遅い液滴へガス流
中に含まれる放射性物質が慣性衝突することにより、放
射性物質が液滴内に捕集される。しかしながら、この型
式のノズルは、液滴２２の分散を得るためのガス２５の
流量範囲が狭いことから、流量調整しなければならない
という問題がある。また、圧力損失が大きいため、低圧
で運転することが考えられている本系統では不向きであ
る。更に、この型式のノズルは構造が複雑であり、製作
工数が多くなることが考えられる。
【００２０】本実施例のインパクト型ノズルはこれらの
問題点を改善するために考案したものであり、その放射
性物質除去原理はノズル出口部放射性物質慣性衝突効果
を利用している。即ち、図５において、ノズル小孔３６
から水３４中にジェット状にガスを噴出させ、その噴流
２９が急減速する際に、ガス中に含まれる粒子状の放射
性物質に慣性力が付加される。この慣性力により粒子状
の放射性物質は水中へ飛び込み、捕集される。また、ノ
ズル噴流２９を下向きにすることにより、ノズル噴流の
減速効果が増大し、かつ気液接触時間を増大させること
ができる。なお、本願発明者等の検討によれば、ノズル
小孔３６の直径ｄは小さいほど性能は向上するが、ノズ
ル製作及びノズル目づまりの点から３ｍｍ以上が好まし
く、３０ｍｍを越えるとその除去性能は期待できないこ
とから、３０ｍｍ以下とすることが好ましい。
問題点を改善するために考案したものであり、その放射
性物質除去原理はノズル出口部放射性物質慣性衝突効果
を利用している。即ち、図５において、ノズル小孔３６
から水３４中にジェット状にガスを噴出させ、その噴流
２９が急減速する際に、ガス中に含まれる粒子状の放射
性物質に慣性力が付加される。この慣性力により粒子状
の放射性物質は水中へ飛び込み、捕集される。また、ノ
ズル噴流２９を下向きにすることにより、ノズル噴流の
減速効果が増大し、かつ気液接触時間を増大させること
ができる。なお、本願発明者等の検討によれば、ノズル
小孔３６の直径ｄは小さいほど性能は向上するが、ノズ
ル製作及びノズル目づまりの点から３ｍｍ以上が好まし
く、３０ｍｍを越えるとその除去性能は期待できないこ
とから、３０ｍｍ以下とすることが好ましい。
【００２１】図６は、上記インパクタ型ノズルの他の実
施例である。タンク水中のノズル管３３の下方に衝突板
３０を配置し、放射性物質を衝突板３０に吸着させる。
このようにすることにより放射性物質の除去効果が向上
する。
施例である。タンク水中のノズル管３３の下方に衝突板
３０を配置し、放射性物質を衝突板３０に吸着させる。
このようにすることにより放射性物質の除去効果が向上
する。
【００２２】湿式洗浄器の他の実施例を図７〜図１０に
より説明する。図７及び図８に示す実施例は、ベント管
の先端を蓄気室３７に接続し、蓄気室３７に水平方向の
複数のベント管３８を放射状に取り付けたものである。
また、図９及び図１０に示す実施例は、蓄気室３９に放
射状に水平方向の複数の通気管４０を接続し、この通気
管４０に同心円状の水平方向の複数の環状ノズル管４１
を設置したものである。
より説明する。図７及び図８に示す実施例は、ベント管
の先端を蓄気室３７に接続し、蓄気室３７に水平方向の
複数のベント管３８を放射状に取り付けたものである。
また、図９及び図１０に示す実施例は、蓄気室３９に放
射状に水平方向の複数の通気管４０を接続し、この通気
管４０に同心円状の水平方向の複数の環状ノズル管４１
を設置したものである。
【００２３】次に、本発明のインパクト型ノズルを用い
た湿式洗浄器の寸法関係の取り合いを説明する。上記の
ように本発明の湿式洗浄器は、インパクト型ノズルによ
り粒子状の放射性物質を除去し、気体状の放射性物質、
即ち、単体ヨウ素に対しては、タンク水内にチオ硫酸ナ
トリウムを添加し、化学反応吸収により除去する方式と
している。この化学反応吸収による単体ヨウ素の除去は
気液接触時間、即ち、気泡がタンク水中に滞在している
時間により決定される。しかしながら、図１１に示すよ
うにタンク水は、水中に捕集された放射性物質崩壊熱に
より蒸発するため、現状では２４時間毎に給水を行うこ
とが考えられている。従って、少くとも、２４時間は必
要気泡滞在時間を確保する必要がある。気泡滞在時間は
タンク水深により決定されるが、タンク水容器直径が大
きいほど蒸発による水位変化は小さい。そこで、図１２
に示すようにタンク水初期水深をＨ、タンク水容器直径
をＤとし、２４時間後の気泡滞在時間をこのＨとＤをパ
ラメータとして計算すると、図１３に示すような結果が
得られる。ここで、本願発明者等の検討によれば、湿式
洗浄器を建屋内に設置するためには、容器高さの制限か
らタンク水初期水深Ｈは１．５ｍ以下にする必要があ
り、従って、必要気泡滞在時間を満たすタンク水容器直
径Ｄとタンク水初期水深Ｈの比Ｄ／Ｈは本図から３．３
以上でなければならないことが分かる。
た湿式洗浄器の寸法関係の取り合いを説明する。上記の
ように本発明の湿式洗浄器は、インパクト型ノズルによ
り粒子状の放射性物質を除去し、気体状の放射性物質、
即ち、単体ヨウ素に対しては、タンク水内にチオ硫酸ナ
トリウムを添加し、化学反応吸収により除去する方式と
している。この化学反応吸収による単体ヨウ素の除去は
気液接触時間、即ち、気泡がタンク水中に滞在している
時間により決定される。しかしながら、図１１に示すよ
うにタンク水は、水中に捕集された放射性物質崩壊熱に
より蒸発するため、現状では２４時間毎に給水を行うこ
とが考えられている。従って、少くとも、２４時間は必
要気泡滞在時間を確保する必要がある。気泡滞在時間は
タンク水深により決定されるが、タンク水容器直径が大
きいほど蒸発による水位変化は小さい。そこで、図１２
に示すようにタンク水初期水深をＨ、タンク水容器直径
をＤとし、２４時間後の気泡滞在時間をこのＨとＤをパ
ラメータとして計算すると、図１３に示すような結果が
得られる。ここで、本願発明者等の検討によれば、湿式
洗浄器を建屋内に設置するためには、容器高さの制限か
らタンク水初期水深Ｈは１．５ｍ以下にする必要があ
り、従って、必要気泡滞在時間を満たすタンク水容器直
径Ｄとタンク水初期水深Ｈの比Ｄ／Ｈは本図から３．３
以上でなければならないことが分かる。
【００２４】また、本願発明者等の検討によれば、耐震
上の観点から容器高さをできるだけ小さくする場合は、
タンク水初期水深Ｈは１ｍ程度とすることが好ましく、
この場合、タンク水容器直径Ｄとタンク水初期水深Ｈの
比Ｄ／Ｈは約６とする必要がある。
上の観点から容器高さをできるだけ小さくする場合は、
タンク水初期水深Ｈは１ｍ程度とすることが好ましく、
この場合、タンク水容器直径Ｄとタンク水初期水深Ｈの
比Ｄ／Ｈは約６とする必要がある。
【００２５】本発明の他の実施例を図１４により説明す
る。図１４において、減圧装置６０Ａは、ガス中の放射
性粒子を除去する配管内組み込み型放射性物質除去装置
４３を備えている。放射性物質除去装置４３は、図１５
に示すように、ベントライン６１の一部を構成する配管
部材４３ａと、配管部材４３ａ内に配置された放射性物
質除去手段としての金属繊維フィルター４３ｂとからな
り、配管部材４３ａはフランジ４２で主配管４４に接続
されている。金属繊維フィルタ４３ｂは繊維径が２〜４
μｍであり、充填密度が５０〜１００ｋｇ／ｍ3 の高性
能ステンレスフィルタが用いられる。
る。図１４において、減圧装置６０Ａは、ガス中の放射
性粒子を除去する配管内組み込み型放射性物質除去装置
４３を備えている。放射性物質除去装置４３は、図１５
に示すように、ベントライン６１の一部を構成する配管
部材４３ａと、配管部材４３ａ内に配置された放射性物
質除去手段としての金属繊維フィルター４３ｂとからな
り、配管部材４３ａはフランジ４２で主配管４４に接続
されている。金属繊維フィルタ４３ｂは繊維径が２〜４
μｍであり、充填密度が５０〜１００ｋｇ／ｍ3 の高性
能ステンレスフィルタが用いられる。
【００２６】金属繊維フィルタの性能は、フィルタ面速
度に依存し、フィルタ面速度を１ｍ／ｓ以下にする必要
がある。図１６はこの観点からの改良を施した配管内組
み込み型放射性物質除去装置４３Ａを有する実施例を示
す。この実施例では、フィルタ面速度を規定の範囲に低
下させるために、配管部材４３ｃの径を拡大し、かつ金
属繊維フィルタ４３ｄをガスの流れに対し縦置きにして
必要フィルタ面積を確保している。
度に依存し、フィルタ面速度を１ｍ／ｓ以下にする必要
がある。図１６はこの観点からの改良を施した配管内組
み込み型放射性物質除去装置４３Ａを有する実施例を示
す。この実施例では、フィルタ面速度を規定の範囲に低
下させるために、配管部材４３ｃの径を拡大し、かつ金
属繊維フィルタ４３ｄをガスの流れに対し縦置きにして
必要フィルタ面積を確保している。
【００２７】また、放射性物質除去手段は金属繊維フィ
ルタに限られず、例えば、図１７に示す装置４３Ｂのよ
うに、配管内に流れを急変させるための多数の邪魔板４
５を配管部材４３ａ内に配置する構成としてもよい。こ
のように邪魔板４５により流れを急変させることによ
り、粒子径の大きな放射性物質は流れに追従できず、邪
魔板にぶつかり補集される。
ルタに限られず、例えば、図１７に示す装置４３Ｂのよ
うに、配管内に流れを急変させるための多数の邪魔板４
５を配管部材４３ａ内に配置する構成としてもよい。こ
のように邪魔板４５により流れを急変させることによ
り、粒子径の大きな放射性物質は流れに追従できず、邪
魔板にぶつかり補集される。
【００２８】以上は、配管内組み込み型放射性物質除去
装置を単独で用いた実施例であり、この装置単独では放
射性物質除去性能が十分得られない場合は、図１８に示
すように、本装置をプレフィルタ４７とし、後段に高性
能放射性物質除去装置４８を設置してもよい。この場
合、プレフィルタ４７でほとんどの放射性物質が除去さ
れるため、後段の除去装置４８の性能要求を低減するこ
とが可能である。ここで、後段の除去装置４８として
は、好ましくは、前述したインパクト型ノズルを用いた
湿式洗浄器１５が用いられる。
装置を単独で用いた実施例であり、この装置単独では放
射性物質除去性能が十分得られない場合は、図１８に示
すように、本装置をプレフィルタ４７とし、後段に高性
能放射性物質除去装置４８を設置してもよい。この場
合、プレフィルタ４７でほとんどの放射性物質が除去さ
れるため、後段の除去装置４８の性能要求を低減するこ
とが可能である。ここで、後段の除去装置４８として
は、好ましくは、前述したインパクト型ノズルを用いた
湿式洗浄器１５が用いられる。
【００２９】なお、図１８に示す実施例では、格納容器
１のドライウェル４からガスを放出する場合、即ち、ベ
ントライン８からガスを放出する場合、放射性物質の放
出量が多くなるので、プレフィルタ４７が目づまりする
可能性がある。このため、プレフィルタ４７前後の圧力
損失を差圧計５１により監視し、もし、差圧が大きくな
った場合は、弁４９を閉、弁５０を開とし、放出ガスを
バイパスライン４６に送るようにする。この場合、この
時点では既に、格納容器１中の放射性物質の発生はピー
クを過ぎ、プレフィルタ４７でほとんどの放射性物質を
除去し終っているので、その後のガスをプレフィルタ４
７を通さずに高性能放射性物質除去装置４８へ送っても
大きな負担とはならない。
１のドライウェル４からガスを放出する場合、即ち、ベ
ントライン８からガスを放出する場合、放射性物質の放
出量が多くなるので、プレフィルタ４７が目づまりする
可能性がある。このため、プレフィルタ４７前後の圧力
損失を差圧計５１により監視し、もし、差圧が大きくな
った場合は、弁４９を閉、弁５０を開とし、放出ガスを
バイパスライン４６に送るようにする。この場合、この
時点では既に、格納容器１中の放射性物質の発生はピー
クを過ぎ、プレフィルタ４７でほとんどの放射性物質を
除去し終っているので、その後のガスをプレフィルタ４
７を通さずに高性能放射性物質除去装置４８へ送っても
大きな負担とはならない。
【００３０】本発明の更に他の実施例を図１９及び図２
０により説明する。本実施例は凝縮水捕集装置を採用し
た実施例である。即ち、ベントライン６１の高性能放射
性物質除去装置４８の上流側には放射性物質を含んだ凝
縮水を捕集する凝縮水捕集装置６３が設置されている。
ここで、除去装置４８としては、好ましくは、前述した
インパクト型ノズルを用いた湿式洗浄器１５が用いられ
る。凝縮水捕集装置６３は、ベントラインに設置された
凝縮水受け５５と、廃液タンク５８と、凝縮水受け５５
と廃液タンク５８とを連絡するドレン配管５７及び弁５
６とからなっており、凝縮水受け５５はベントライン６
１の一部を構成する配管部材５５ａの下部に設けられ、
凝縮水受け５５の上方には多数の邪魔板５３が設置され
ている。配管部材５５ａはフランジ５５ｂで主配管５２
に連結されている。
０により説明する。本実施例は凝縮水捕集装置を採用し
た実施例である。即ち、ベントライン６１の高性能放射
性物質除去装置４８の上流側には放射性物質を含んだ凝
縮水を捕集する凝縮水捕集装置６３が設置されている。
ここで、除去装置４８としては、好ましくは、前述した
インパクト型ノズルを用いた湿式洗浄器１５が用いられ
る。凝縮水捕集装置６３は、ベントラインに設置された
凝縮水受け５５と、廃液タンク５８と、凝縮水受け５５
と廃液タンク５８とを連絡するドレン配管５７及び弁５
６とからなっており、凝縮水受け５５はベントライン６
１の一部を構成する配管部材５５ａの下部に設けられ、
凝縮水受け５５の上方には多数の邪魔板５３が設置され
ている。配管部材５５ａはフランジ５５ｂで主配管５２
に連結されている。
【００３１】主配管５２内で凝縮した水はガスと共に凝
縮水捕集装置６３に流入する。ここで、凝縮水は凝縮水
受け５５に捕集され、またガス流中に含まれる液滴は邪
魔板５３にぶつかり、邪魔板５３に沿って落下すること
により凝縮水受け５５に捕集される。捕集された凝縮水
５４は多量の放射性物質を含むため、ドレン配管５７を
通って廃液タンク５８へ送水される。このとき、廃液タ
ンク５８への送水は弁５６の開放のみで達成される。
縮水捕集装置６３に流入する。ここで、凝縮水は凝縮水
受け５５に捕集され、またガス流中に含まれる液滴は邪
魔板５３にぶつかり、邪魔板５３に沿って落下すること
により凝縮水受け５５に捕集される。捕集された凝縮水
５４は多量の放射性物質を含むため、ドレン配管５７を
通って廃液タンク５８へ送水される。このとき、廃液タ
ンク５８への送水は弁５６の開放のみで達成される。
【００３２】
【発明の効果】本発明は以上のように構成したので、以
下に記載されるような効果を生じる。
下に記載されるような効果を生じる。
【００３３】（１）放射性物質除去装置に用いられる湿
式洗浄器において、新型ノズルを採用することにより流
量調節不要であり、またノズル部での圧力損失を小さく
することができる。また、本新型ノズルは簡単な構造で
あるため、製作工数を小さくすることができる。また、
上記ノズルの小孔を下向きにすることにより、高い気体
状の放射性物質除去性能が得られる。また、更に、タン
ク容器の直径Ｄとノズル手段からタンク水の水面までの
初期深さＨとの比Ｄ／Ｈを３．３以上にすることで、必
要気液接触時間が得られる。
式洗浄器において、新型ノズルを採用することにより流
量調節不要であり、またノズル部での圧力損失を小さく
することができる。また、本新型ノズルは簡単な構造で
あるため、製作工数を小さくすることができる。また、
上記ノズルの小孔を下向きにすることにより、高い気体
状の放射性物質除去性能が得られる。また、更に、タン
ク容器の直径Ｄとノズル手段からタンク水の水面までの
初期深さＨとの比Ｄ／Ｈを３．３以上にすることで、必
要気液接触時間が得られる。
【００３４】（２）本発明による配管内組み込み型放射
性物質除去装置を上記湿式洗浄器の上流側に配置するこ
とによって、湿式洗浄器の性能要求が低減でき、設備を
簡素化することができると共に、十分な放射性物質除去
性能が得られる。また、装置を任意の位置に設置できる
ため、保守点検性が向上する。
性物質除去装置を上記湿式洗浄器の上流側に配置するこ
とによって、湿式洗浄器の性能要求が低減でき、設備を
簡素化することができると共に、十分な放射性物質除去
性能が得られる。また、装置を任意の位置に設置できる
ため、保守点検性が向上する。
【００３５】（３）本発明による凝縮水捕集装置によれ
ば、配管内で凝縮した凝縮水に含まれる放射性物質の再
浮遊を防止し、後段の放射性物質除去装置の除去性能要
求を低減することができる。
ば、配管内で凝縮した凝縮水に含まれる放射性物質の再
浮遊を防止し、後段の放射性物質除去装置の除去性能要
求を低減することができる。
【図１】本発明の一実施例による原子炉格納容器減圧装
置の全体概略図である。
置の全体概略図である。
【図２】図１に示す湿式洗浄器の一実施例を示す断面図
である。
である。
【図３】図２に示す湿式洗浄器におけるノズル部分の上
面図である。
面図である。
【図４】従来のベンチュリー型ノズルの動作原理を説明
する図である。
する図である。
【図５】本発明のインパクト型ノズルの動作原理を説明
する図である。
する図である。
【図６】本発明のインパクト型ノズルの下部に衝突板を
設けた場合の動作原理を説明する図である。
設けた場合の動作原理を説明する図である。
【図７】湿式洗浄器の他の実施例の断面図である。
【図８】図７に示す湿式洗浄器におけるノズル部分の上
面図である。
面図である。
【図９】湿式洗浄器の更に他の実施例の断面図である。
【図１０】図９に示す湿式洗浄器におけるノズル部分の
上面図である。
上面図である。
【図１１】湿式洗浄器内放射性物質の崩壊熱によるタン
ク水蒸発量経時変化を示す図である。
ク水蒸発量経時変化を示す図である。
【図１２】湿式洗浄器の寸法の取り合いを説明する図で
ある。
ある。
【図１３】湿式洗浄器の装置作動から２４時間後のタン
ク水内気泡滞在時間を示す図である。
ク水内気泡滞在時間を示す図である。
【図１４】本発明の他の実施例による原子炉格納容器減
圧装置の全体概略図である。
圧装置の全体概略図である。
【図１５】図１４に示す配管内組み込み型放射性物質除
去装置の拡大断面図である。
去装置の拡大断面図である。
【図１６】配管内組み込み型放射性物質除去装置の変形
例を示す断面図である。
例を示す断面図である。
【図１７】配管内組み込み型放射性物質除去装置の他の
変形例を示す断面図である。
変形例を示す断面図である。
【図１８】本発明の更に他の実施例による原子炉格納容
器減圧装置の全体概略図である。
器減圧装置の全体概略図である。
【図１９】本発明の更に他の実施例による原子炉格納容
器減圧装置の全体概略図である。
器減圧装置の全体概略図である。
【図２０】図１９に示す配管内凝縮水捕集装置の拡大図
である。
である。
１ 原子炉格納容器 ７〜１０，６１ ベントライン １５ 湿式洗浄器 ３３ ノズル管 ３６ ノズル小孔 ４３ 配管内組み込み型放射性物質除去装置 ４３ｂ 金属繊維フィルタ ４５ 邪魔板 ５３ 邪魔板 ５５ 凝縮水受け ５６ 弁 ５７ ドレン配管 ５８ 廃液タンク ６０ 減圧装置 ６３ 配管内凝縮水捕集装置
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 富永 研司 茨城県日立市幸町３丁目１番１号 株式 会社 日立製作所 日立工場内 (56)参考文献 特開 平３−94196（ＪＰ，Ａ) 特開 平３−51800（ＪＰ，Ａ) 特開 昭57−142589（ＪＰ，Ａ) 実開 平２−98688（ＪＰ，Ｕ) (58)調査した分野(Int.Cl.6，ＤＢ名) G21C 9/00 G21F 9/02
Claims (6)
- 【請求項１】原子力発電所において、万が一、原子炉格
納容器内の圧力が設計値を越えるような事象が生じたと
きに、原子炉格納容器内のガスを大気へ放出し、原子炉
格納容器を減圧する原子炉格納容器減圧装置において、 前記原子炉格納容器に接続された少なくとも１本のベン
トラインと、このベントラインに設置され、前記ガスに
含まれる放射性物質を除去する湿式洗浄器とを備え、前
記湿式洗浄器を、タンク水中にジェット状にガスを噴出
させることにより放射性物質を除去するノズル手段を有
する構成とし、前記ノズル手段は、ベントラインの配管
に接続された水平方向の複数のノズル管と、各ノズル管
に下向きに開けられた多数のノズル小孔とを有すること
を特徴とする原子炉格納容器減圧装置。 - 【請求項２】原子力発電所において、万が一、原子炉格
納容器内の圧力が設計値を越えるような事象が生じたと
きに、原子炉格納容器内のガスを大気へ放出し、原子炉
格納容器を減圧する原子炉格納容器減圧装置において、
前記原子炉格納容器に接続された少なくとも１本のベ
ントラインと、このベントラインに設置され、前記ガス
に含まれる放射性物質を除去する湿式洗浄器とを備え、
前記湿式洗浄器を、タンク水中にジェット状にガスを噴
出させることにより放射性物質を除去するノズル手段を
有する構成とし、前記湿式洗浄器のタンク容器の直径Ｄ
と前記ノズル手段から前記タンク水の水面までの初期深
さＨとの比Ｄ／Ｈが３．３以上であり、好ましくは約６
であることを特徴とする原子炉格納容器減圧装置。 - 【請求項３】原子力発電所において、万が一、原子炉格
納容器内の圧力が設計値を越えるような事象が生じたと
きに、原子炉格納容器内のガスを大気へ放出し、原子炉
格納容器を減圧する原子炉格納容器減圧装置において、 前記原子炉格納容器に接続された少なくとも１本のベン
トラインと、このベントラインの一部を構成する配管部
材及びこの配管部材内に設置され、前記ガス中の放射性
粒子を除去する放射性物質除去手段を有する配管内組み
込み型放射性物質除去装置とを備え、前記ベントライン
の前記配管内組み込み型放射性物質除去装置の下流側に
設置され、タンク水中にジェット状にガスを噴出させる
ことにより放射性物質を除去するノズル手段を有する湿
式洗浄器を更に備えることを特徴とする原子炉格納容器
減圧装置。 - 【請求項４】原子力発電所において、万が一、原子炉格
納容器内の圧力が設計値を越えるような事象が生じたと
きに、原子炉格納容器内のガスを大気へ放出し、原子炉
格納容器を減圧する原子炉格納容器減圧装置において、 前記原子炉格納容器に接続された少なくとも１本のベン
トラインと、このベントラインに設置され、ベントライ
ンの配管内で凝縮した放射性物質を含んだ凝縮水を捕集
する凝縮水捕集装置とを備えることを特徴とする原子炉
格納容器減圧装置。 - 【請求項５】請求項４記載の原子炉格納容器減圧装置に
おいて、前記凝縮水捕集装置は、前記ベントラインの一
部を構成する配管部材に設けられた凝縮水受けと、廃液
タンクと、凝縮水受けを廃液タンクに接続するドレン配
管及び弁とを有することを特徴とする原子炉格納容器減
圧装置。 - 【請求項６】請求項５記載の原子炉格納容器減圧装置に
おいて、前記凝縮水捕集装置は、前記配管部材内の前記
凝縮水受けの上方に位置する複数の邪魔板を更に有する
ことを特徴とする原子炉格納容器減圧装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3117453A JP2971614B2 (ja) | 1991-05-22 | 1991-05-22 | 原子炉格納容器減圧装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3117453A JP2971614B2 (ja) | 1991-05-22 | 1991-05-22 | 原子炉格納容器減圧装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04344495A JPH04344495A (ja) | 1992-12-01 |
| JP2971614B2 true JP2971614B2 (ja) | 1999-11-08 |
Family
ID=14712036
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3117453A Expired - Fee Related JP2971614B2 (ja) | 1991-05-22 | 1991-05-22 | 原子炉格納容器減圧装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2971614B2 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE102013205524A1 (de) * | 2013-03-27 | 2014-10-02 | Areva Gmbh | Ventingsystem für das Containment einer kerntechnischen Anlage |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP3449583B2 (ja) * | 1995-10-03 | 2003-09-22 | 株式会社東芝 | 復水貯蔵設備 |
| FR2751401B1 (fr) * | 1996-07-19 | 1998-08-28 | Commissariat Energie Atomique | Systeme de decharge de vapeur a condenseur interne |
| DE10328773B3 (de) * | 2003-06-25 | 2005-02-17 | Framatome Anp Gmbh | Kerntechnische Anlage |
| EP1780730A1 (en) * | 2005-11-01 | 2007-05-02 | Paul Scherrer Institut | Fast reduction of iodine species to iodide |
| JP6016381B2 (ja) * | 2012-03-05 | 2016-10-26 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉格納容器保全設備および原子炉格納容器保全方法 |
| DE102012211897B3 (de) * | 2012-07-09 | 2013-06-06 | Areva Np Gmbh | Kerntechnische Anlage mit einer Sicherheitshülle und mit einem Druckentlastungssystem |
| US9406407B2 (en) | 2012-12-11 | 2016-08-02 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Radioactive capture system for severe accident containment of light water reactors (LWRS), and method thereof |
| US9738440B2 (en) * | 2012-12-20 | 2017-08-22 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Entrainment-reducing assembly, system including the assembly, and method of reducing entrainment of gases with the assembly |
| US9922734B2 (en) | 2012-12-28 | 2018-03-20 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Containment vent system with passive mode for boiling water reactors (BWRS), and method thereof |
| JP6409256B2 (ja) * | 2013-08-27 | 2018-10-24 | 東京電力ホールディングス株式会社 | フィルタ付ベント装置 |
| DE102017201115A1 (de) * | 2017-01-24 | 2018-07-26 | New Np Gmbh | Kerntechnische Anlage mit einem Ventingsystem |
| JP6748012B2 (ja) * | 2017-03-29 | 2020-08-26 | 三菱重工業株式会社 | 格納容器保全設備 |
| CN108922639A (zh) * | 2018-06-27 | 2018-11-30 | 中广核研究院有限公司 | 核电厂安全壳内的气液喷嘴 |
| CN113782242A (zh) * | 2021-09-06 | 2021-12-10 | 哈尔滨工程大学 | 一种基于乏燃料水池的安全壳过滤排放装置 |
-
1991
- 1991-05-22 JP JP3117453A patent/JP2971614B2/ja not_active Expired - Fee Related
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE102013205524A1 (de) * | 2013-03-27 | 2014-10-02 | Areva Gmbh | Ventingsystem für das Containment einer kerntechnischen Anlage |
| US10438706B2 (en) | 2013-03-27 | 2019-10-08 | Framatome Gmbh | Venting system for the containment of a nuclear plant and method of operating the venting system |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH04344495A (ja) | 1992-12-01 |
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|---|---|---|---|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |