JP6754719B2 - 原子炉格納容器ベントシステム - Google Patents
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Description
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
Claims (15)
- 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。 - 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。 - 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。 - 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。 - 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。 - 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。 - 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。 - 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。 - 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。 - 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。 - 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。 - 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。 - 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。 - 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。 - 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。
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