JPH09197085A - 原子炉格納容器のベント方法および装置 - Google Patents
原子炉格納容器のベント方法および装置Info
- Publication number
- JPH09197085A JPH09197085A JP8009873A JP987396A JPH09197085A JP H09197085 A JPH09197085 A JP H09197085A JP 8009873 A JP8009873 A JP 8009873A JP 987396 A JP987396 A JP 987396A JP H09197085 A JPH09197085 A JP H09197085A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- containment vessel
- gas
- vent
- treatment system
- waste treatment
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Withdrawn
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】 過酷事故時などに格納容器の加圧破損を防止
するとともに、既設の気体廃棄物処理系を利用すること
により、大掛かりな除去装置を新設することなしに、格
納容器内へ放出されるガス状および粒子状の放射性物質
の環境への放出量を大幅に抑制させる方法と装置を提供
することを課題とする。 【解決手段】 主復水器の抽気ガスから粒子状またはガ
ス状の放射性物質を除去する気体廃棄物処理系を備えた
原子力プラントにおいて、格納容器内の圧力放出の際、
格納容器からのベントガスをベント配管を通して前記気
体廃棄物処理系に導き、この気体廃棄物処理系で放射性
物質を除去した後、排気筒に導くことを主な特徴とす
る。
するとともに、既設の気体廃棄物処理系を利用すること
により、大掛かりな除去装置を新設することなしに、格
納容器内へ放出されるガス状および粒子状の放射性物質
の環境への放出量を大幅に抑制させる方法と装置を提供
することを課題とする。 【解決手段】 主復水器の抽気ガスから粒子状またはガ
ス状の放射性物質を除去する気体廃棄物処理系を備えた
原子力プラントにおいて、格納容器内の圧力放出の際、
格納容器からのベントガスをベント配管を通して前記気
体廃棄物処理系に導き、この気体廃棄物処理系で放射性
物質を除去した後、排気筒に導くことを主な特徴とす
る。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、沸騰水型原子炉に
おける格納容器のベント方法および装置に係り、特に過
酷事故時の原子炉格納容器内圧力放出によって大気中に
排出されるガス状および粒子状の放射性物質を低減させ
る方法および装置に関する。
おける格納容器のベント方法および装置に係り、特に過
酷事故時の原子炉格納容器内圧力放出によって大気中に
排出されるガス状および粒子状の放射性物質を低減させ
る方法および装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】沸騰水型原子炉において、過酷事故など
が発生した際に、工学的安全設備による残留崩壊熱の除
熱に失敗した場合を想定すると、原子炉格納容器内に放
射性物質が放出されるとともに、格納容器内圧力が上昇
することが考えられる。このような場合、格納容器内圧
力の上昇にともなう加圧破損を防止するために、格納容
器ベント管の途中に放射性物質を除去する装置を設置
し、環境への放出放射能を低減する格納容器ベントシス
テムが検討されている。
が発生した際に、工学的安全設備による残留崩壊熱の除
熱に失敗した場合を想定すると、原子炉格納容器内に放
射性物質が放出されるとともに、格納容器内圧力が上昇
することが考えられる。このような場合、格納容器内圧
力の上昇にともなう加圧破損を防止するために、格納容
器ベント管の途中に放射性物質を除去する装置を設置
し、環境への放出放射能を低減する格納容器ベントシス
テムが検討されている。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】前述した格納容器ベン
トシステムは、大流量の放出ガスから放射性物質を捕集
するため、非常に大きな放射性物質除去装置を必要とす
る。欧州の例では、特に大きな除去装置では直径が２０
ｍ、高さが４０ｍもあり、比較的小さな除去装置でも直
径約８ｍ，高さ１０ｍ程度の大きさである。
トシステムは、大流量の放出ガスから放射性物質を捕集
するため、非常に大きな放射性物質除去装置を必要とす
る。欧州の例では、特に大きな除去装置では直径が２０
ｍ、高さが４０ｍもあり、比較的小さな除去装置でも直
径約８ｍ，高さ１０ｍ程度の大きさである。
【０００４】このように大型の放射性物質除去装置を設
置する場合には、広い設置場所を確保する必要があり、
また多額の製作・設備費用を要する。しかも、上記した
欧州の例では、放出ガス中の放射性希ガスを対象とする
放出放射能の低減策は考慮されていない。
置する場合には、広い設置場所を確保する必要があり、
また多額の製作・設備費用を要する。しかも、上記した
欧州の例では、放出ガス中の放射性希ガスを対象とする
放出放射能の低減策は考慮されていない。
【０００５】本発明は、過酷事故時などに格納容器の加
圧破損を防止するとともに、既設の気体廃棄物処理系を
利用することにより、大掛かりな除去装置を新設するこ
となしに、格納容器内へ放出されるガス状および粒子状
の放射性物質の環境への排出量を大幅に抑制させる方法
と装置を提供することを課題とするものである。
圧破損を防止するとともに、既設の気体廃棄物処理系を
利用することにより、大掛かりな除去装置を新設するこ
となしに、格納容器内へ放出されるガス状および粒子状
の放射性物質の環境への排出量を大幅に抑制させる方法
と装置を提供することを課題とするものである。
【０００６】
【課題を解決するための手段】本発明の原子炉格納容器
のベント方法は、主復水器の抽気ガスから粒子状または
ガス状の放射性物質を除去する気体廃棄物処理系を備え
た原子力プラントにおいて、格納容器内の圧力放出の
際、格納容器からのベントガスをベント配管を通して前
記気体廃棄物処理系に導き、この気体廃棄物処理系で放
射性物質を除去した後、排気筒に導くことを主な特徴と
する。また、本発明の原子炉格納容器のベント装置は、
主復水器の抽気ガスから粒子状またはガス状の放射性物
質を除去する気体廃棄物処理系を備えた原子力プラント
において、過酷事故対策として、格納容器のドライウエ
ルおよびウエットウエルに一端側が開口するベント配管
の他端側を前記気体廃棄物処理系の排ガス復水器よりも
上流側に接続したことを主な特徴とする。
のベント方法は、主復水器の抽気ガスから粒子状または
ガス状の放射性物質を除去する気体廃棄物処理系を備え
た原子力プラントにおいて、格納容器内の圧力放出の
際、格納容器からのベントガスをベント配管を通して前
記気体廃棄物処理系に導き、この気体廃棄物処理系で放
射性物質を除去した後、排気筒に導くことを主な特徴と
する。また、本発明の原子炉格納容器のベント装置は、
主復水器の抽気ガスから粒子状またはガス状の放射性物
質を除去する気体廃棄物処理系を備えた原子力プラント
において、過酷事故対策として、格納容器のドライウエ
ルおよびウエットウエルに一端側が開口するベント配管
の他端側を前記気体廃棄物処理系の排ガス復水器よりも
上流側に接続したことを主な特徴とする。
【０００７】
【発明の実施の形態】上述のように、本発明は、過酷事
故などの対策として格納容器内の圧力放出を行う際、原
子力プラントに通常設置されている主復水器の抽気ガス
から粒子状またはガス状の放射性物質を除去する気体廃
棄物処理系を利用して格納容器からのベントガスを処理
し、それに含まれるガス状および粒子状の放射性物質を
大幅に低減させようとするものである。
故などの対策として格納容器内の圧力放出を行う際、原
子力プラントに通常設置されている主復水器の抽気ガス
から粒子状またはガス状の放射性物質を除去する気体廃
棄物処理系を利用して格納容器からのベントガスを処理
し、それに含まれるガス状および粒子状の放射性物質を
大幅に低減させようとするものである。
【０００８】本発明においては、格納容器内の圧力放出
の際、格納容器からのベントガスをベント配管を通して
気体廃棄物処理系の排ガス復水器の入口側よりも上流側
に導くことができる。すなわち、請求項２や４のよう
に、ベント配管と気体廃棄物処理系との接続点を排ガス
復水器の入口側配管とすることもでき、あるいはそれよ
りも上流の再結合器の入口側配管とすることもできる。
の際、格納容器からのベントガスをベント配管を通して
気体廃棄物処理系の排ガス復水器の入口側よりも上流側
に導くことができる。すなわち、請求項２や４のよう
に、ベント配管と気体廃棄物処理系との接続点を排ガス
復水器の入口側配管とすることもでき、あるいはそれよ
りも上流の再結合器の入口側配管とすることもできる。
【０００９】ベント配管を通して気体廃棄物処理系に導
入されたベントガスは、その導入点以降の各種機器、例
えば水の放射性分解で発生した水素と酸素を再び結合さ
せる再結合器、水蒸気を水に戻す排ガス復水器、気体廃
棄物を予冷する予冷器、湿分を除湿する除湿器、活性炭
を保護する前置フィルター、核***により生成した放射
性希ガスを保持して減衰させる活性炭吸着塔、この活性
炭吸着塔にて活性炭が崩壊して生成した粒子を捕集する
粒子フィルターなどを通して順次処理され、ガス状およ
び粒子状の放射性物質を除去された後、排気筒から大気
中に排出されるが、これらの機器は、格納容器内の圧力
放出の際には、必ずしも全てを使用する必要はなく、そ
の一部を使用するだけでよい場合もある。そのような場
合には、請求項５に示すように、不使用機器の前後をバ
イパスラインによってバイパスしておくことにより、事
故後の復旧を容易にすることができる。また、請求項６
に示すように、ベントバルブ制御装置を設置し、ベント
配管に取付けた調整弁を開とした際に、バイパスライン
切替え弁に向けて電気信号を出力し、これらのバイパス
ライン切替え弁をバイパスライン側に自動的に切替える
ようにすることもできる。
入されたベントガスは、その導入点以降の各種機器、例
えば水の放射性分解で発生した水素と酸素を再び結合さ
せる再結合器、水蒸気を水に戻す排ガス復水器、気体廃
棄物を予冷する予冷器、湿分を除湿する除湿器、活性炭
を保護する前置フィルター、核***により生成した放射
性希ガスを保持して減衰させる活性炭吸着塔、この活性
炭吸着塔にて活性炭が崩壊して生成した粒子を捕集する
粒子フィルターなどを通して順次処理され、ガス状およ
び粒子状の放射性物質を除去された後、排気筒から大気
中に排出されるが、これらの機器は、格納容器内の圧力
放出の際には、必ずしも全てを使用する必要はなく、そ
の一部を使用するだけでよい場合もある。そのような場
合には、請求項５に示すように、不使用機器の前後をバ
イパスラインによってバイパスしておくことにより、事
故後の復旧を容易にすることができる。また、請求項６
に示すように、ベントバルブ制御装置を設置し、ベント
配管に取付けた調整弁を開とした際に、バイパスライン
切替え弁に向けて電気信号を出力し、これらのバイパス
ライン切替え弁をバイパスライン側に自動的に切替える
ようにすることもできる。
【００１０】原子炉に過酷事故が発生した際、原子炉格
納容器のベントガスをベント配管を通して気体廃棄物処
理系に大量に送り込むと、気体廃棄物処理系の構成機器
が設計圧力を越えて破損することがあるので、ベント配
管には調整弁を設置し、その開度を調整することにより
圧力を制御するようにしている。この場合、請求項８に
示すように、気体廃棄物処理系の構成部材、すなわち再
結合器、排ガス復水器、予冷器、除湿器、前置フィルタ
ー、活性炭吸着塔、粒子フィルター、および排ガス真空
ポンプの内、格納容器のベントガスが流過する構成機器
を、格納容器と同程度の耐圧仕様（約２〜３kg/cm2Ｇ）
で設計しておけば、格納容器ベント時の調整弁の操作を
容易にすることができる。
納容器のベントガスをベント配管を通して気体廃棄物処
理系に大量に送り込むと、気体廃棄物処理系の構成機器
が設計圧力を越えて破損することがあるので、ベント配
管には調整弁を設置し、その開度を調整することにより
圧力を制御するようにしている。この場合、請求項８に
示すように、気体廃棄物処理系の構成部材、すなわち再
結合器、排ガス復水器、予冷器、除湿器、前置フィルタ
ー、活性炭吸着塔、粒子フィルター、および排ガス真空
ポンプの内、格納容器のベントガスが流過する構成機器
を、格納容器と同程度の耐圧仕様（約２〜３kg/cm2Ｇ）
で設計しておけば、格納容器ベント時の調整弁の操作を
容易にすることができる。
【００１１】
【実施例】次に、本発明の実施例を図面を参照して説明
する。
する。
【００１２】図１は、現状の沸騰水型原子炉の気体廃棄
物処理系をそのまま利用して本発明を実施する際の格納
容器ベント系の概略構成図である。同図において、炉心
１を収納した圧力容器２は格納容器３内に格納されてい
る。格納容器３はドライウエル４と、圧力制御室５およ
び冷却水プール６からなるウエットウエル７とから構成
されている。圧力容器２で発生した蒸気は主蒸気管１０
を通して蒸気タービン１１に導かれ、これを駆動して発
電機（図示せず）を回転させる。蒸気タービン１１で仕
事を終えた蒸気は主復水器１２に導かれ、冷却されて復
水となり、再び炉内に導入される。主復水器１２におい
て発生した非凝縮性ガスは空気抽出器１３により抽出さ
れて気体廃棄物処理系１４に導入される。
物処理系をそのまま利用して本発明を実施する際の格納
容器ベント系の概略構成図である。同図において、炉心
１を収納した圧力容器２は格納容器３内に格納されてい
る。格納容器３はドライウエル４と、圧力制御室５およ
び冷却水プール６からなるウエットウエル７とから構成
されている。圧力容器２で発生した蒸気は主蒸気管１０
を通して蒸気タービン１１に導かれ、これを駆動して発
電機（図示せず）を回転させる。蒸気タービン１１で仕
事を終えた蒸気は主復水器１２に導かれ、冷却されて復
水となり、再び炉内に導入される。主復水器１２におい
て発生した非凝縮性ガスは空気抽出器１３により抽出さ
れて気体廃棄物処理系１４に導入される。
【００１３】気体廃棄物処理系１４は、導入された非凝
縮性ガスを予熱する予熱器１５と、水の放射性分解で発
生した水素と酸素を再び結合させる再結合器１６と、水
蒸気を水に戻す排ガス復水器１７と、気体廃棄物を予冷
する予冷器１８と、湿分を除湿する除湿器１９と、活性
炭を保護する前置フィルター２０と、核***により生成
した放射性希ガスを保持して減衰させる活性炭吸着塔２
１と、この活性炭吸着塔にて活性炭が崩壊して生成した
粒子を捕集する粒子フィルター２２と、気体廃棄物処理
系１４を負圧に保つ排ガス真空ポンプ２３とから構成さ
れており、気体廃棄物は排気筒２４を通して大気中に排
気される。なお、２５は排ガス真空ポンプ２３用の非常
用電源を示す。
縮性ガスを予熱する予熱器１５と、水の放射性分解で発
生した水素と酸素を再び結合させる再結合器１６と、水
蒸気を水に戻す排ガス復水器１７と、気体廃棄物を予冷
する予冷器１８と、湿分を除湿する除湿器１９と、活性
炭を保護する前置フィルター２０と、核***により生成
した放射性希ガスを保持して減衰させる活性炭吸着塔２
１と、この活性炭吸着塔にて活性炭が崩壊して生成した
粒子を捕集する粒子フィルター２２と、気体廃棄物処理
系１４を負圧に保つ排ガス真空ポンプ２３とから構成さ
れており、気体廃棄物は排気筒２４を通して大気中に排
気される。なお、２５は排ガス真空ポンプ２３用の非常
用電源を示す。
【００１４】本発明においては、過酷事故対策として、
格納容器３内のドライウエル４およびウエットウエル７
と気体廃棄物処理系１４の間にベント配管３０が設けら
れている。このベント配管の一端側はドライウエルベン
ト配管３１およびウエットウエルベント配管３２に分岐
し、それぞれドライウエル４内またはウエットウエル７
内に開口している。これらのドライウエルベント配管３
１およびウエットウエルベント配管３２には、それぞれ
調整弁３３，３４が介挿されている。また、ベント配管
３０の他端側は、気体廃棄物処理系１４内において、排
ガス復水器１７よりも上流側、この例では排ガス復水器
１７の入口配管に連結されている。
格納容器３内のドライウエル４およびウエットウエル７
と気体廃棄物処理系１４の間にベント配管３０が設けら
れている。このベント配管の一端側はドライウエルベン
ト配管３１およびウエットウエルベント配管３２に分岐
し、それぞれドライウエル４内またはウエットウエル７
内に開口している。これらのドライウエルベント配管３
１およびウエットウエルベント配管３２には、それぞれ
調整弁３３，３４が介挿されている。また、ベント配管
３０の他端側は、気体廃棄物処理系１４内において、排
ガス復水器１７よりも上流側、この例では排ガス復水器
１７の入口配管に連結されている。
【００１５】このような構成の本発明装置において、原
子力プラントの通常運転中には、調整弁３３，３４は閉
じられ、主復水器１２において発生した非凝縮性ガスは
空気抽出器１３により抽出されて気体廃棄物処理系１４
に導入され、放射性希ガスや活性炭が崩壊して生成した
粒子などを除去された後、排気筒２４から大気中に排気
される。一方、プラントに過酷事故が発生し、格納容器
３の内圧が一定レベル以上に上昇した場合には、調整弁
３３，３４を手動により、あるいは自動的に開き、ドラ
イウエル４またはウエットウエル７内の気体をベント配
管３０を通して気体廃棄物処理系１４に導き、排ガス復
水器１７、予冷器１８、除湿器１９、前置フィルター２
０、活性炭吸着塔２１、粒子フィルター２２、および排
ガス真空ポンプ２３を順次通過させて、放射性の希ガス
や粒子などを除去した後、排気筒２４から大気中に排気
する。この場合、格納容器３内の気体を一気に大量に放
出すると気体廃棄物処理系１４の圧力が急激に上昇して
破壊する危険があるので、これを避けるため、調整弁３
３，３４の開度を手動または自動的に調整し、気体廃棄
物処理系１４の圧力が、その設計圧力を越えないように
制御する。
子力プラントの通常運転中には、調整弁３３，３４は閉
じられ、主復水器１２において発生した非凝縮性ガスは
空気抽出器１３により抽出されて気体廃棄物処理系１４
に導入され、放射性希ガスや活性炭が崩壊して生成した
粒子などを除去された後、排気筒２４から大気中に排気
される。一方、プラントに過酷事故が発生し、格納容器
３の内圧が一定レベル以上に上昇した場合には、調整弁
３３，３４を手動により、あるいは自動的に開き、ドラ
イウエル４またはウエットウエル７内の気体をベント配
管３０を通して気体廃棄物処理系１４に導き、排ガス復
水器１７、予冷器１８、除湿器１９、前置フィルター２
０、活性炭吸着塔２１、粒子フィルター２２、および排
ガス真空ポンプ２３を順次通過させて、放射性の希ガス
や粒子などを除去した後、排気筒２４から大気中に排気
する。この場合、格納容器３内の気体を一気に大量に放
出すると気体廃棄物処理系１４の圧力が急激に上昇して
破壊する危険があるので、これを避けるため、調整弁３
３，３４の開度を手動または自動的に調整し、気体廃棄
物処理系１４の圧力が、その設計圧力を越えないように
制御する。
【００１６】上述のように、図１の実施例においては、
過酷事故などによる原子炉格納容器内の異常な圧力上昇
に際して、格納容器の破損を避けるために行われる格納
容器ベントに伴って放出される排ガスは、排ガス復水器
１７、予冷器１８、および除湿器１９で除湿され、希ガ
スは活性炭吸着塔２１の活性炭により保持されるので放
射能は減衰し、また粒子状物質は前置フィルター２０お
よび粒子フィルター２２によって捕集されるので、大気
中に放出される放射能量を低減させることができる。
過酷事故などによる原子炉格納容器内の異常な圧力上昇
に際して、格納容器の破損を避けるために行われる格納
容器ベントに伴って放出される排ガスは、排ガス復水器
１７、予冷器１８、および除湿器１９で除湿され、希ガ
スは活性炭吸着塔２１の活性炭により保持されるので放
射能は減衰し、また粒子状物質は前置フィルター２０お
よび粒子フィルター２２によって捕集されるので、大気
中に放出される放射能量を低減させることができる。
【００１７】なお、図１の実施例では、ベント配管３０
の他端側を排ガス復水器１７の入口配管に連結した例に
つき述べたが、このベント配管３０の他端側は、再結合
器１６の入口配管に連結するように変形して実施しても
よい。このようにすれば、格納容器ベントに伴って放出
される放射性物質を含む排ガスは再結合器１６を通過す
る際、水の放射線分解で発生した水素と酸素が再結合す
るので、水素濃度が爆発可能な濃度まで高まることを防
ぐことができ、ベント時の安全性を高めることができ
る。
の他端側を排ガス復水器１７の入口配管に連結した例に
つき述べたが、このベント配管３０の他端側は、再結合
器１６の入口配管に連結するように変形して実施しても
よい。このようにすれば、格納容器ベントに伴って放出
される放射性物質を含む排ガスは再結合器１６を通過す
る際、水の放射線分解で発生した水素と酸素が再結合す
るので、水素濃度が爆発可能な濃度まで高まることを防
ぐことができ、ベント時の安全性を高めることができ
る。
【００１８】次に、図２の実施例につき説明する。この
実施例は、排ガス復水器１７の出口配管と活性炭吸着塔
２１の入口配管にそれぞれバイパスライン切替え弁４
０，４１を介挿し、これらの切替え弁４０，４１の間
を、予冷器１８、除湿器１９および前置フィルター２０
をバイパスするバイパスライン４２で接続したものであ
り、他の構成と機能は、図１の場合と同じである。この
実施例においては、プラントに過酷事故などが発生し、
格納容器３の圧力を放出する際には、バイパスライン切
替え弁４０，４１を手動操作により、あるいは自動的に
開いてバイパスライン４２を生かし、予冷器１８、除湿
器１９および前置フィルター２０のラインを閉塞させた
状態で調整弁３３，３４を開き、気体廃棄物処理系１４
の圧力がその設計圧力を越えないように制御しながら、
格納容器３からの放出ガスを排ガス復水器１７に導く。
この場合、格納容器３からの放出ガスは、排ガス復水器
１７で除湿され、希ガスは活性炭吸着塔２１の活性炭に
より保持されるので放射能は減衰し、また粒子状物質は
粒子フィルター２２によって捕集されるので、大気中に
放出される放射能量を低減させることができる。また、
排ガス復水器１７を出た排ガスは、予冷器１８、除湿器
１９および前置フィルター２０をバイパスして活性炭吸
着塔２１に導かれるので、事故後の復旧を容易にするこ
とができる。
実施例は、排ガス復水器１７の出口配管と活性炭吸着塔
２１の入口配管にそれぞれバイパスライン切替え弁４
０，４１を介挿し、これらの切替え弁４０，４１の間
を、予冷器１８、除湿器１９および前置フィルター２０
をバイパスするバイパスライン４２で接続したものであ
り、他の構成と機能は、図１の場合と同じである。この
実施例においては、プラントに過酷事故などが発生し、
格納容器３の圧力を放出する際には、バイパスライン切
替え弁４０，４１を手動操作により、あるいは自動的に
開いてバイパスライン４２を生かし、予冷器１８、除湿
器１９および前置フィルター２０のラインを閉塞させた
状態で調整弁３３，３４を開き、気体廃棄物処理系１４
の圧力がその設計圧力を越えないように制御しながら、
格納容器３からの放出ガスを排ガス復水器１７に導く。
この場合、格納容器３からの放出ガスは、排ガス復水器
１７で除湿され、希ガスは活性炭吸着塔２１の活性炭に
より保持されるので放射能は減衰し、また粒子状物質は
粒子フィルター２２によって捕集されるので、大気中に
放出される放射能量を低減させることができる。また、
排ガス復水器１７を出た排ガスは、予冷器１８、除湿器
１９および前置フィルター２０をバイパスして活性炭吸
着塔２１に導かれるので、事故後の復旧を容易にするこ
とができる。
【００１９】なお、図２の実施例においては、バイパス
ライン４２の下流側のバイパスライン切替え弁４１を活
性炭吸着塔２１の入口配管に接続した例につき述べた
が、場合によっては、このバイパスライン切替え弁４１
の接続位置を前置フィルター２０の入口配管、除湿器１
９の入口配管、あるいは活性炭吸着塔２１の出口配管と
してもよい。これらの変形例において、例えばバイパス
ライン切替え弁４１の接続位置を前置フィルター２０の
入口配管とした場合には、前置フィルター２０に内蔵さ
れたサンドフィルターによる粒子状物質の捕集効果が得
られるので、大気中に放出される放射能量を低減させる
ことができ、また予冷器１８と除湿器１９はバイパスさ
れるので、事故後の復旧を容易にすることができる。バ
イパスライン切替え弁４１の接続位置を除湿器１９の入
口配管とした場合には、除湿器１９による除湿効果が得
られ、ベントガス中の水蒸気はより低減し、活性炭吸着
塔２１の希ガス保持能力を低下させることはない。ま
た、予冷器１８はバイパスされるので、事故後の復旧を
容易にすることができる。バイパスライン切替え弁４１
の接続位置を活性炭吸着塔２１の出口配管とした場合に
は、粒子状物質は粒子フィルター２２によって捕集され
るので、大気中に放出される放射能量を低減させること
ができ、また排ガス復水器１７を出た排ガスは、予冷器
１８、除湿器１９、前置フィルター２０および活性炭吸
着塔２１をバイパスするので、事故後の復旧を容易にす
ることができる。
ライン４２の下流側のバイパスライン切替え弁４１を活
性炭吸着塔２１の入口配管に接続した例につき述べた
が、場合によっては、このバイパスライン切替え弁４１
の接続位置を前置フィルター２０の入口配管、除湿器１
９の入口配管、あるいは活性炭吸着塔２１の出口配管と
してもよい。これらの変形例において、例えばバイパス
ライン切替え弁４１の接続位置を前置フィルター２０の
入口配管とした場合には、前置フィルター２０に内蔵さ
れたサンドフィルターによる粒子状物質の捕集効果が得
られるので、大気中に放出される放射能量を低減させる
ことができ、また予冷器１８と除湿器１９はバイパスさ
れるので、事故後の復旧を容易にすることができる。バ
イパスライン切替え弁４１の接続位置を除湿器１９の入
口配管とした場合には、除湿器１９による除湿効果が得
られ、ベントガス中の水蒸気はより低減し、活性炭吸着
塔２１の希ガス保持能力を低下させることはない。ま
た、予冷器１８はバイパスされるので、事故後の復旧を
容易にすることができる。バイパスライン切替え弁４１
の接続位置を活性炭吸着塔２１の出口配管とした場合に
は、粒子状物質は粒子フィルター２２によって捕集され
るので、大気中に放出される放射能量を低減させること
ができ、また排ガス復水器１７を出た排ガスは、予冷器
１８、除湿器１９、前置フィルター２０および活性炭吸
着塔２１をバイパスするので、事故後の復旧を容易にす
ることができる。
【００２０】次に、図３の実施例につき説明する。この
実施例は、図２の実施例に追加して、気体廃棄物処理系
１４内にベントバルブ制御装置４３を設置し、これによ
りバイパスライン切替え弁４０，４１を制御するように
したもので、その他の構成と機能は図２の場合と同じで
ある。この実施例においては、格納容器３内のベントに
際して調整弁３３，３４を開とすると、それに連動して
ベントバルブ制御装置４３からバイパスライン切替え弁
４０，４１に向けて電気信号が出力され、これらの切替
え弁４０，４１は自動的にバイパスライン４２側に切替
えられる。したがって、格納容器内の異常な圧力上昇に
際して、格納容器の破損防止のために行われる格納容器
ベントの操作を容易にすることができる。なお、この実
施例は、上述した図２の実施例の変形例、すなわちバイ
パスライン切替え弁４１の接続位置を前置フィルター２
０の入口配管、除湿器１９の入口配管、または活性炭吸
着塔２１の出口配管とした場合においても、同様に適用
することができるのは勿論である。 上記各実施例や変
形例において、気体廃棄物処理系１４の構成機器、すな
わち再結合器１６、排ガス復水器１７、予冷器１８、除
湿器１９、前置フィルター２０、活性炭吸着塔２１、粒
子フィルター２２、および排ガス真空ポンプ２３（気体
廃棄物処理系１４におけるベント配管３０の接続点より
も上流側に位置するもの、および格納容器ベント時にバ
イパスされるものがある時は、それを除く）を格納容器
３と同程度の耐圧仕様（約２〜３kg/cm2Ｇ）で設計して
おけば、格納容器ベント時の調整弁３３，３４の操作を
容易にすることができる。
実施例は、図２の実施例に追加して、気体廃棄物処理系
１４内にベントバルブ制御装置４３を設置し、これによ
りバイパスライン切替え弁４０，４１を制御するように
したもので、その他の構成と機能は図２の場合と同じで
ある。この実施例においては、格納容器３内のベントに
際して調整弁３３，３４を開とすると、それに連動して
ベントバルブ制御装置４３からバイパスライン切替え弁
４０，４１に向けて電気信号が出力され、これらの切替
え弁４０，４１は自動的にバイパスライン４２側に切替
えられる。したがって、格納容器内の異常な圧力上昇に
際して、格納容器の破損防止のために行われる格納容器
ベントの操作を容易にすることができる。なお、この実
施例は、上述した図２の実施例の変形例、すなわちバイ
パスライン切替え弁４１の接続位置を前置フィルター２
０の入口配管、除湿器１９の入口配管、または活性炭吸
着塔２１の出口配管とした場合においても、同様に適用
することができるのは勿論である。 上記各実施例や変
形例において、気体廃棄物処理系１４の構成機器、すな
わち再結合器１６、排ガス復水器１７、予冷器１８、除
湿器１９、前置フィルター２０、活性炭吸着塔２１、粒
子フィルター２２、および排ガス真空ポンプ２３（気体
廃棄物処理系１４におけるベント配管３０の接続点より
も上流側に位置するもの、および格納容器ベント時にバ
イパスされるものがある時は、それを除く）を格納容器
３と同程度の耐圧仕様（約２〜３kg/cm2Ｇ）で設計して
おけば、格納容器ベント時の調整弁３３，３４の操作を
容易にすることができる。
【００２１】また、上記各実施例や変形例において、前
置フィルター２０としては、図４に示すように、充填材
２０ａにステンレス繊維を用いたＳＵＳ繊維フィルター
を使用することが望ましい。一般に、サンドフィルター
に比べてＳＵＳ繊維フィルターの方が粒子状放射性物質
の捕集能力が大きいので、格納容器３の圧力放出時に大
気中に排出される粒子状の放射性物質をより低減させる
ことができるからである。
置フィルター２０としては、図４に示すように、充填材
２０ａにステンレス繊維を用いたＳＵＳ繊維フィルター
を使用することが望ましい。一般に、サンドフィルター
に比べてＳＵＳ繊維フィルターの方が粒子状放射性物質
の捕集能力が大きいので、格納容器３の圧力放出時に大
気中に排出される粒子状の放射性物質をより低減させる
ことができるからである。
【００２２】また更に、上記各実施例や変形例におい
て、予冷器１８としては、図５に示すように、スクラバ
方式の予冷器５０に変更するのが望ましい。この場合、
放射性物質を含んだ排ガスはスクラバ入口５１から予冷
器内に入り、冷却配管５２で冷却されたスクラバ水５３
を通って冷却された後、スクラバ出口５４から排出され
て次段の除湿器へ通気される。予冷器５０内で凝縮した
水および捕集された粒子状放射性物質はドレン用配管５
５を通り、常時液体廃棄物処理系（図示せず）へ流れて
処理される。なお、冷却にはチラー水を用い、スクラバ
内の水温は５°Ｃ以下に保つことが望ましい。このよう
にスクラバ方式の予冷器５０を採用した場合には、粒子
状の放射性物質がよく捕集されるので、格納容器３の圧
力放出時に大気中に排出される粒子状の放射性物質を一
層低減させることができる。
て、予冷器１８としては、図５に示すように、スクラバ
方式の予冷器５０に変更するのが望ましい。この場合、
放射性物質を含んだ排ガスはスクラバ入口５１から予冷
器内に入り、冷却配管５２で冷却されたスクラバ水５３
を通って冷却された後、スクラバ出口５４から排出され
て次段の除湿器へ通気される。予冷器５０内で凝縮した
水および捕集された粒子状放射性物質はドレン用配管５
５を通り、常時液体廃棄物処理系（図示せず）へ流れて
処理される。なお、冷却にはチラー水を用い、スクラバ
内の水温は５°Ｃ以下に保つことが望ましい。このよう
にスクラバ方式の予冷器５０を採用した場合には、粒子
状の放射性物質がよく捕集されるので、格納容器３の圧
力放出時に大気中に排出される粒子状の放射性物質を一
層低減させることができる。
【００２３】
【発明の効果】上述のように、本発明によれば、過酷事
故時などにおける格納容器の破損を防止することがで
き、また大掛かりな除去装置を新設する事なしに、放射
性物質の大気中への放出を大幅に低減させることができ
る。
故時などにおける格納容器の破損を防止することがで
き、また大掛かりな除去装置を新設する事なしに、放射
性物質の大気中への放出を大幅に低減させることができ
る。
【図１】本発明の実施例を示す格納容器ベント系の概略
構成図。
構成図。
【図２】本発明の他の実施例を示す格納容器ベント系の
概略構成図。
概略構成図。
【図３】本発明の更に他の実施例を示す格納容器ベント
系の概略構成図。
系の概略構成図。
【図４】本発明において使用される前置フィルターを例
示する説明図。
示する説明図。
【図５】本発明において使用されるスクラバ方式の予冷
器を例示する説明図。
器を例示する説明図。
１……炉心 ２……圧力容器 ３……格納容器 ４……ドライウエル ５……圧力制御室 ６……冷却水プール ７……ウエットウエル １０……主蒸気管 １１……蒸気タービン １２……主復水器 １３……空気抽出器 １４……気体廃棄物処理系 １５……予熱器 １６……再結合器 １７……排ガス復水器 １８……予冷器 １９……除湿器 ２０……前置フィルター ２０ａ…充填材 ２１……活性炭吸着塔 ２２……粒子フィルター ２３……排ガス真空ポンプ ２４……排気筒 ２５……非常用電源 ３０……ベント配管 ３１……ドライウエルベント配管 ３２……ウエットウエルベント配管 ３３，３４……調整弁 ４０，４１……バイパスライン切替え弁 ４２……バイパスライン ４３……ベントバルブ制御装置 ５０……スクラバ方式の予冷器
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.6 識別記号 庁内整理番号 ＦＩ 技術表示箇所 Ｇ２１Ｆ 9/02 ５５１ Ｇ２１Ｃ 13/00 ＧＤＢＲ
Claims (7)
- 【請求項１】 主復水器の抽気ガスから粒子状またはガ
ス状の放射性物質を除去する気体廃棄物処理系を備えた
原子力プラントにおいて、格納容器内の圧力放出の際、
格納容器からのベントガスをベント配管を通して前記気
体廃棄物処理系に導き、この気体廃棄物処理系で放射性
物質を除去した後、排気筒に導くことを特徴とする原子
炉格納容器のベント方法。 - 【請求項２】 格納容器内の圧力放出の際、格納容器か
らのベントガスを調整弁を備えたベント配管を通して気
体廃棄物処理系の排ガス復水器の入口側に導き、この気
体廃棄物処理系の一部の機能を利用して放射性物質を除
去することを特徴とする請求項１に記載の原子炉格納容
器のベント方法。 - 【請求項３】 主復水器の抽気ガスから粒子状またはガ
ス状の放射性物質を除去する気体廃棄物処理系を備えた
原子力プラントにおいて、過酷事故対策として、格納容
器のドライウエルおよびウエットウエルに一端側が開口
するベント配管の他端側を前記気体廃棄物処理系の排ガ
ス復水器よりも上流側に接続したことを特徴とする原子
炉格納容器のベント装置。 - 【請求項４】 ベント配管は調整弁を備えており、ベン
ト配管の他端側が、気体廃棄物処理系の再結合器の入口
側に接続されていることを特徴とする請求項３に記載の
原子炉格納容器のベント装置。 - 【請求項５】 気体廃棄物処理系は、水の放射性分解で
発生した水素と酸素を再び結合させる再結合器と、水蒸
気を水に戻す排ガス復水器と、気体廃棄物を予冷する予
冷器と、湿分を除湿する除湿器と、活性炭を保護する前
置フィルターと、核***により生成した放射性希ガスを
保持して減衰させる活性炭吸着塔と、この活性炭吸着塔
にて活性炭が崩壊して生成した粒子を捕集する粒子フィ
ルターと、気体廃棄物処理系を負圧に保つ排ガス真空ポ
ンプとを備えており、前記排ガス復水器の出口側配管
と、それよりも下流側の機器の出口側配管との間には、
バイパスライン切替え弁を介してバイパスラインが配置
されていることを特徴とする請求項３または４に記載の
原子炉格納容器のベント装置。 - 【請求項６】 ベント配管に取付けた調整弁を開とする
と、バイパスライン切替え弁に向けて電気信号を出力
し、これらのバイパスライン切替え弁をバイパスライン
側に切替えるベントバルブ制御装置を設置したことを特
徴とする請求項５に記載の原子炉格納容器のベント装
置。 - 【請求項７】 気体廃棄物処理系の構成機器の内、格納
容器のベントガスが流過する機器を、格納容器と同程度
の耐圧仕様としたことを特徴とする請求項３ないし６の
いずれか一項に記載の原子炉格納容器のベント装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8009873A JPH09197085A (ja) | 1996-01-24 | 1996-01-24 | 原子炉格納容器のベント方法および装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8009873A JPH09197085A (ja) | 1996-01-24 | 1996-01-24 | 原子炉格納容器のベント方法および装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH09197085A true JPH09197085A (ja) | 1997-07-31 |
Family
ID=11732274
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP8009873A Withdrawn JPH09197085A (ja) | 1996-01-24 | 1996-01-24 | 原子炉格納容器のベント方法および装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH09197085A (ja) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH11183690A (ja) * | 1997-12-25 | 1999-07-09 | Toshiba Corp | 原子力発電プラントの復旧方法 |
| JP2018169252A (ja) * | 2017-03-29 | 2018-11-01 | 三菱重工業株式会社 | 格納容器保全設備および格納容器保全方法 |
| JP2018169251A (ja) * | 2017-03-29 | 2018-11-01 | 三菱重工業株式会社 | 格納容器保全設備 |
| JP2018169249A (ja) * | 2017-03-29 | 2018-11-01 | 三菱重工業株式会社 | 格納容器保全設備 |
| JP2021025967A (ja) * | 2019-08-08 | 2021-02-22 | 株式会社東芝 | ベント設備、原子炉施設、およびベント方法 |
-
1996
- 1996-01-24 JP JP8009873A patent/JPH09197085A/ja not_active Withdrawn
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH11183690A (ja) * | 1997-12-25 | 1999-07-09 | Toshiba Corp | 原子力発電プラントの復旧方法 |
| JP2018169252A (ja) * | 2017-03-29 | 2018-11-01 | 三菱重工業株式会社 | 格納容器保全設備および格納容器保全方法 |
| JP2018169251A (ja) * | 2017-03-29 | 2018-11-01 | 三菱重工業株式会社 | 格納容器保全設備 |
| JP2018169249A (ja) * | 2017-03-29 | 2018-11-01 | 三菱重工業株式会社 | 格納容器保全設備 |
| JP2021025967A (ja) * | 2019-08-08 | 2021-02-22 | 株式会社東芝 | ベント設備、原子炉施設、およびベント方法 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US11515051B2 (en) | Nuclear power plant | |
| US9502144B2 (en) | Filter for a nuclear reactor containment ventilation system | |
| US4447353A (en) | Method for treating a nuclear process off-gas stream | |
| EP2714237B1 (en) | Fuel handling area passive filtration design | |
| JPH06103360B2 (ja) | 原子力発電所の原子炉収納室における圧力の釈放装置 | |
| JPH09197085A (ja) | 原子炉格納容器のベント方法および装置 | |
| JP6811667B2 (ja) | 格納容器保全設備および格納容器保全方法 | |
| WO1981000413A1 (en) | Method for treating a nuclear process off-gas stream | |
| JPH05509164A (ja) | Ｂｗｒゼロ圧力格納容器 | |
| JPH0550716B2 (ja) | ||
| JPH07181294A (ja) | トリチウム含有ガス処理装置 | |
| RU2236715C1 (ru) | Локализующая система безопасности атомной электростанции | |
| JPH1194979A (ja) | 格納容器ベント設備 | |
| JPH042920B2 (ja) | ||
| Wolters et al. | The significance of water ingress accidents in small HTRs | |
| JPH1144794A (ja) | 放射性気体廃棄物処理装置の除湿器乾燥装置およびその乾燥方法 | |
| JPS60228997A (ja) | 加圧水型原子力発電所における放射性気体廃棄物処理方法および装置 | |
| JPH02238399A (ja) | 原子炉格納施設 | |
| JPS60131499A (ja) | 気体廃棄物処理装置 | |
| RU2013812C1 (ru) | Система вентиляции блока вспомогательных систем ядерного реактора | |
| Haange et al. | Design of the atmosphere detritiation systems for ITER | |
| Morewitz | Filtered vented containment systems for light water reactors | |
| JPS6247279B2 (ja) | ||
| JPH08146192A (ja) | 放射性気体廃棄物処理装置 | |
| Jordan et al. | A Venturi Scrubber Installation for the Removal of Fission Products from Air |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A300 | Withdrawal of application because of no request for examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A300 Effective date: 20030401 |