JP6876447B2 - 原子力発電プラント - Google Patents

Description

本発明は原子炉格納容器ベントシステムを備えた原子力発電プラントに関する。

特許文献１に記載の一般的な原子炉格納容器ベントシステム（以下、フィルタベント装置）では、ベントガスから放射性物質を除去するためのフィルタベント装置として、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よう素フィルタを備えている。ベントガスは、タンク内の水中に放出されることによりスクラビングされて、粒子状放射性物質が除去される。また、金属フィルタではスクラビングで除去しきれなかった粒子状放射性物質がさらに除去される。よう素フィルタでは化学反応および吸着によって、よう素などのガス状放射性物質が除去される。

さらに特許文献２のように、原子炉格納容器に配管を接続し、原子炉格納容器外部に放射性物質分離装置や放射性物質封入装置を設け、ベントガスからキセノンやクリプトンなど反応性の乏しい放射性希ガスを分離し封入する原子炉格納容器ベントシステムも提案されている。

特開２０１４−４４１１８号公報 特表２０１５−５０８５０２号公報

放射性希ガスの除去までを目的とした原子炉格納容器ベントシステムは、特許文献２のように放射性物質分離装置や放射性物質封入装置を備える必要がある。全ての放射性物質を分離し、分離した放射性物質を元素種類または放射性物質の形態ごとに封入するには多数の封入容器または大型の封入容器が必要となる。また、放射性物質分離装置を原子炉格納容器外部に設置する場合は、放射性物質分離装置内部に収納された分離膜が蒸気を透過できるとしても、分離膜近辺に透過しない希ガスを含む気体が滞留し、上記の透過性能を維持できず、原子炉格納容器内の蒸気を継続的に系外に排出できず、原子炉格納容器の圧力を継続的に下げることができない。そのため分離膜近辺での不純物の滞留を防止するためにはベントしたガスを常時循環させる格納容器内への戻し配管、ベントガスを輸送するポンプなどの装置およびポンプなどの装置を使用するための電源を確保する必要がある。

そこで本発明は、上記の課題を考慮し、封入容器や電源を使用せずとも格納容器外部に放射性希ガスを放出することなく、継続的に原子炉格納容器内の蒸気を系外に放出し、原子炉格納容器の圧力を継続的に減圧できる構造を持つ原子炉格納容器ベントシステムを提供することを目的とする。

上記目的を達成するために、本発明は、原子炉圧力容器を内包する原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器の内部に配置された、放射性希ガスを透過せず、蒸気を透過する放射性物質分離装置と、前記放射性物質分離装置に接続されたベント配管と、前記ベント配管に接続され、放射性物質が除去されたガスを外部に放出する排気塔を備えることを特徴とする。

本発明によれば、原子炉圧力容器から原子炉格納容器内に放射性物質を含む気体が流出し、原子炉格納容器が加圧された事態が万一発生した場合においても、外部電源を使用せずに原子炉格納容器の加圧を防止すると共に、周辺環境に放射性物質が漏洩することを防止することができる。

実施例１に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成図である。 実施例２に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成図である。 実施例３に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成図である。 実施例４に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成図である。 実施例５に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成図である。 実施例６に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成図である。 実施例７に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成図である。 実施例８に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成図である。 実施例９に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成図である。 実施例１０に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成図である。 実施例１に係る放射性物質分離装置の模式図である。 実施例１に係る放射性物質分離装置の模式図である。 実施例１に係る放射性物質分離装置の模式図である。

原子力発電プラントに備えられた原子炉格納容器の機能の一つは、原子炉圧力容器内に配置された炉心が万一溶融するような事態（以下、過酷事故）が発生しても、放射性物質を原子炉格納容器内に閉じ込め、外部への漏出を防ぐことである。過酷事故が発生した場合においても、その後に十分な注水が行われ、かつ原子炉格納容器が冷却されれば、事故は収束する。しかし万が一蒸気の生成が継続し、原子炉格納容器の冷却が不十分な場合、原子炉格納容器が加圧される可能性がある。原子炉格納容器が加圧された場合には、原子炉格納容器内の気体を管理された状態で大気中に放出し、原子炉格納容器を減圧する場合がある。この操作をベント操作と呼ぶ。この操作を行う場合は、沸騰水型原子炉では公衆の被ばくが最小限となるように、サプレッションプールのプール水によって放射性物質を除去した上で原子炉格納容器内の気体（以下、ベントガス）を大気中に放出する。

沸騰水型原子炉では前述のようにサプレッションプールのプール水により十分に放射性物質を除去した上で、ベントガスを大気中に放出しているが、このベントガスからさらに放射性物質を取り除くシステムとして原子炉格納容器ベントシステムがある。

本発明に係る原子炉格納容器ベントシステムの実施形態の詳細を以下に説明する。

前記目的を達成するために好適な実施例の一つである実施例１の原子炉格納容器ベントシステムを備えた原子力発電プラントについて図１を用いて説明する。図１は原子炉格納容器および原子炉格納容器ベントシステムの第１の実施形態の概略構成を示す縦断面図である。図中破線囲み内が実施例１の原子炉格納容器ベントシステムである。

原子炉格納容器ベントシステムの第１の実施形態は、原子炉圧力容器が破損するなどの過酷事故時において、原子炉格納容器内の圧力を減少させ、またその減圧時に放射性物質を極力除去するものである。

図１に示す原子炉格納容器ベントシステムは、改良型沸騰水型原子炉に適用した例であり、以下のようなシステム構成を持っている。原子炉格納容器１内に、炉心２を内包する原子炉圧力容器３が設置されている。原子炉圧力容器３には、原子炉圧力容器３内で発生した蒸気をタービン（図示せず）に送る主蒸気管４が接続されている。

原子炉格納容器１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のことを言う。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おり、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（一般的にＬＯＣＡの名称で知られ、配管が通るドライウェル６で発生する）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。その際、ドライウェル６内に放出された蒸気は、ドライウェル６とウェットウェル７の圧力差により、ベント管９を通ってウェットウェル７内のサプレッションプール８水中に導かれる。サプレッションプール８の水で蒸気を凝縮することで原子炉格納容器１内の圧力上昇を抑制する。この際に蒸気内に放射性物質が含まれていた場合、サプレッションプール８水のスクラビング効果により大半の放射性物質が除去される。

前述したとおり、ドライウェル６で配管破断事故が発生した場合、破断口から流出する蒸気はベント管９を通ってサプレッションプール８で凝縮される。同様に原子炉圧力容器３や主蒸気管４の圧力が高くなった場合も、蒸気をサプレッションプール８に放出し、原子炉圧力容器３や主蒸気管４の圧力を下げる。またそれと共に、放出した蒸気をサプレッションプール８で凝縮することで原子炉格納容器１の圧力上昇を緩和する。そのための装置としてＡＢＷＲでは、原子炉格納容器１内のドライウェル６の領域に蒸気逃し安全弁１０が設置されている。蒸気逃し安全弁１０を通して放出された蒸気は、蒸気逃し安全弁排気管１１を通って、最終的にクエンチャ１２からサプレッションプール８内に放出され、サプレッションプール８のプール水により凝縮される。蒸気をサプレッションプール８で凝縮して液体の水にすることで、蒸気の体積が大幅に減少し、原子炉格納容器１の圧力上昇を抑制することができる。またその際に蒸気に放射性物質が含まれている場合、サプレッションプール８水のスクラビング効果により大半の放射性物質が除去される。

サプレッションプール８で蒸気を凝縮し、サプレッションプール８内のプール水を残留熱除去系（図示せず）で冷却することで、原子炉格納容器１の温度上昇と圧力上昇を防止し、事故を収束させることができる。しかし非常に低い可能性ではあるが、残留熱除去系が機能を喪失した場合、サプレッションプール８のプール水の温度が上昇する。プール水の温度が上昇するに伴い、原子炉格納容器１内の蒸気の分圧はプール水の温度の飽和蒸気圧まで上昇するため、原子炉格納容器１の圧力が上昇する。このような圧力上昇が起きた場合、原子炉格納容器１内に冷却水をスプレイすることで圧力上昇を抑えることができる。またこのスプレイは外部から消防ポンプなどを接続して作動させることも可能である。しかし、さらに非常に低い可能性ではあるが、このスプレイも作動しない場合、原子炉格納容器１の圧力は上昇する。このような原子炉格納容器１の圧力上昇が起きた場合、原子炉格納容器１内の気体を外部に放出することで原子炉格納容器１の圧力上昇を抑えることができる。この操作のことをベント操作と呼ぶ。沸騰水型原子炉では、このベント操作をウェットウェル７内の気体を放出することにより行うことで、サプレッションプール８の水で最大限放射性物質を除去した上で、外部へ気体を放出することができる。

上記の操作でほとんどの放射性物質は除去され、放射性物質が除去された放出ガスは排気塔１３から放出される。しかし、放射性希ガスは反応性が乏しいため、ウェットウェル7からのベントシステムでは除去できない。そのため現行のベント操作は、この放射性希ガスが減衰するまで待ってから行う必要があるため、原子炉スクラム後から比較的短い時間の間は行うことができない。

そこで実施例１に関わる原子炉格納容器ベントシステムは、原子炉格納容器1の内部に放射性物質分離装置１４を設置し、この放射性物質分離装置１４で放射性希ガスを閉じ込めると共に、この放射性物質分離装置１４に蒸気を透過することができる分離膜を用いることで蒸気を外部に放出し、原子炉格納容器１の圧力を下げることができる。放射性物質分離装置１４に接続されたベント配管１５は、原子炉格納容器１のドライウェル６とウェットウェル７に位置しており、このベント配管１５には隔離弁１６が配設されている。隔離弁１６は電源が使用せずとも開閉可能な空気作動弁や破裂弁、手動操作可能な弁としても構わない。ベント操作は通常はウェットウェル７側の隔離弁１６aを開くことで行う。このベント配管１５は、最終的に排気塔１３から外部に気体を排出する。なおドライウェル６側の隔離弁１６bを開くことでも放射性物質分離装置１４で放射性物質が除去され、蒸気を外部に排出することが可能である。

またこの放射性物質分離装置１４は、原子炉格納容器１外部やベント配管上のどの位置に置いても放射性希ガスを除去できるが、原子炉格納容器１の内部に置くことで、放射性物質分離装置１４の分離膜で除去した放射性希ガスを再度原子炉格納容器１に戻すためのポンプあるいは放射性希ガスを封入する封入容器などが必要なく、よりシンプルな構造となっている。さらに非常に低い可能性ではあるが、万が一原子炉格納容器１に接続されるベント配管１５が破断した場合にもベント配管１５内部を流れるガスは非放射性物質のみなので作業運転員の被ばくを限りなく低く抑えることができる。このように放射性物質分離装置１４を原子炉格納容器１の内部に置くことで、(1)エアロゾル状放射性物質、(2)希ガス、(5)窒素は原子炉格納容器１の内部に留め、(3)水蒸気と(4)水素のみをベント配管１５から排気塔１３へ放出することができる。このように、原子炉格納容器の内部に配置された、放射性希ガスを透過せず、蒸気を透過する放射性物質分離装置を備えることにより、原子炉圧力容器から原子炉格納容器内に放射性物質を含む気体が流出し、原子炉格納容器が加圧された事態が万一発生した場合においても、放射性希ガスを再度原子炉格納容器１に戻すためにポンプを利用する必要はない。そのため、外部電源を使用せずに原子炉格納容器の加圧を防止すると共に、周辺環境に放射性物質が漏洩することを防止することができる。

また放射性物質分離装置１４の構造材として以下がある。放射性物質分離装置１４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。沸騰水型原子炉の場合、原子炉格納容器１内の気体は窒素置換されているが、分子サイズを利用して分子ふるいでガスを選択する場合、クリプトンやキセノンと分子サイズの近い窒素は透過しない。このような用途に最適な分離膜として、ポリイミドを主成分とした高分子膜、窒化ケイ素を主成分としたセラミック膜、炭素を主成分とした酸化グラフェン膜等の分子ふるいにより分離が可能な膜の使用が望ましい。これら分離膜は一般的には水素の精製に用いるフィルタに用いられている。またその他、クリプトンやキセノンを透過せず、水素と水蒸気を透過する膜であるならば、それらの使用でも構わない。例えば、窒素精製用に使用されている水素と水蒸気、酸素を透過し、窒素を透過しない窒素分離膜など、水素と水蒸気、酸素、窒素まで透過する分離膜でも構わない。

図１１、１２、１３は放射性物質分離装置１４の形状を示した模式図である。分離膜４０の形状として、図１１に示すように板状、図１２、１３に示すようにチューブ状、中空糸状がある。図１１（板状）の場合、放射性物質分離装置１４の内部空間は内部を流れる流体の流れ方向と平行に配置された分離膜４０で仕切られており、原子炉格納容器１内の流体は放射性物質分離装置１４の底部から流入し、上部へ流れる。また、分離膜４０で仕切られた空間のうち一部は閉止板４３で塞がれている。そのため、底部から流入した流体のうち、(1)エアロゾル状放射性物質、(2)放射性希ガス、(6)窒素または(5)酸素は分離膜４０を透過できないため、閉止板４３で塞がれていない部屋の上部から原子炉格納容器１に戻される。一方、(3)水蒸気、(4)水素または(5)酸素は分離膜４０を透過して隣接する部屋に入り、底部からベント配管１５へ向かう。

図１２（チューブ状）の場合、放射性物質分離装置１４の内部空間は内部を流れる流体の流れ方向と平行に配置されたチューブ状の分離膜４０で仕切られており、原子炉格納容器１内の流体はチューブ状の分離膜４０の底部から流入し、上部へ流れる。底部から流入した流体のうち、(1)エアロゾル状放射性物質、(2)放射性希ガス、(6)窒素または(5)酸素は分離膜４０を透過できないため、分離膜４０の上部から原子炉格納容器１に戻される。一方、(3)水蒸気、(4)水素または(5)酸素は分離膜４０を透過して１カ所に集められ、ベント配管１５へ向かう。

図１３（中空糸状）の場合、放射性物質分離装置１４の内部空間は内部を流れる流体の流れ方向に対して中空糸状の分離膜４０が垂直に配置されており、原子炉格納容器１内の流体は放射性物質分離装置１４の底部から流入し、上部へ流れる。底部から流入した流体のうち、(1)エアロゾル状放射性物質、(2)放射性希ガス、(6)窒素または(5)酸素は分離膜４０を透過できないため、放射性物質分離装置１４の上部から原子炉格納容器１に戻される。一方、(3)水蒸気、(4)水素または(5)酸素は分離膜４０を透過して中空糸の内部に入り、１カ所へ集められてベント配管１５へ向かう。

これら形状に問わず分離膜４０は上流側空間４１と下流側空間４２を完全に仕切る構造となっており、放出したいガス量に応じて分離膜４０の分量を決定しても構わない。上流側空間４１は原子炉格納容器1内の気体に晒されている空間であり、事故時に発生した水蒸気や水素のみを分離膜４０を介して下流側空間４２へと放出可能である。図１１、１２、１３に示す上流側空間４１でのガスは底部から上部への流れであっても上部から底部への流れであっても分離膜４０の分離性能に影響することはない。下流側空間４２はベント配管１５と連結しており、放出した水蒸気や水素を放出する構成となっている。分離膜４０は補強板で保持することにより破損の可能性を極めて小さくすることができ、補強板としては金属のメッシュシートやパンチングメタル、多孔質セラミック層などが有効である（図示せず）。

前記目的を達成するために好適な実施例の一つである実施例２の原子炉格納容器ベントシステムについて図２を用いて説明する。図２は原子炉格納容器を含む原子炉格納容器および原子炉格納容器ベントシステムの第２の実施形態の概略構成を示す縦断面図である。図中破線囲み内が実施例２の原子炉格納容器ベントシステムである。実施例２においても、放射性物質分離装置１４の配置構成は実施例１と同様であり、ここでは実施例1との違いのみを説明する。

実施例２においては万が一に放射性物質分離装置１４内部の分離膜４０が破損した時のために放射性物質分離装置１４の下流に一般的なフィルタベント装置１７を備えた例である。ベント配管１５は、原子炉格納容器１のドライウェル６とウェットウェル７に接続されており、このベント配管１５には隔離弁１６が配設されている。このベント配管１５は、フィルタベント装置１７の入口配管１８に接続されている。この入口配管１８の先端側は、フィルタベント装置１７内に開口する。フィルタベント装置１７内の下部側には、スクラビング用プール水１９が貯留されている。フィルタベント装置１７の上部側には金網状の金属フィルタ２０およびよう素フィルタ２１が設置されている。このよう素フィルタ２１には、フィルタベント装置１７の出口配管２２の一端が接続されている。出口配管２２の他端は遮蔽壁２３を貫通して遮蔽壁２３外部に導出されている。そして最終的に排気塔１３から外部に気体を排出する。

放射性物質分離装置１４内部の分離膜４０が破損していない場合には主にこのフィルタベント装置１７はスクラビング用プール水１９で原子炉格納容器１から放出された蒸気を凝縮する機能として使用される。万が一に分離膜４０が破損した場合にはフィルタベント装置１７に入った放出ガスは、スクラビング用プール水１９でスクラビングされることで、主に粒子状の放射性物質のほとんどが除去される。さらに金属フィルタ２０によりスクラビングで除去しきれなかった粒子状の放射性物質を除去し、よう素フィルタ２１によりヨウ素などの気体状の放射性物質を除去することができる。これにより環境に放射性物質が放出されるリスクを低減し、原子炉格納容器ベントシステムの信頼性を向上させることができる。

前記目的を達成するために好適な実施例の一つである実施例３の原子炉格納容器ベントシステムについて図３を用いて説明する。図３は原子炉格納容器を含む原子炉格納容器および原子炉格納容器ベントシステムの第３の実施形態の概略構成を示す縦断面図である。図中破線囲み内が実施例３の原子炉格納容器ベントシステムである。実施例３においても、フィルタベント装置１７の構成のみを実施例２から変更しており、その違いのみを説明する。

フィルタベント装置１７は一般に湿式と乾式のフィルタベント装置があり、実施例２のように容器内のスクラビング用プール水１９で粒子を除去するものが湿式のベント装置である。一方で実施例３のフィルタベント装置１７は、上部に邪魔板２５を備え、フィルタベント装置１７の中に放射性物質除去用の砂フィルタ２４を敷き詰め、その砂フィルタにより放射性物質を除去するフィルタベント装置である。これは乾式のベント装置であり、湿式と比較してスクラビング用プール水１９の水質の管理などは必要ないが、事故時にこの装置を加熱する必要がある。このフィルタベント装置１７でも放射性希ガスは除去できないため、本発明の放射性物質分離装置１４が必要であり、それらの構成は実施例２と同様である。

前記目的を達成するために好適な実施例の一つである実施例３の原子炉格納容器ベントシステムについて図４を用いて説明する。図４は原子炉格納容器を含む原子炉格納容器および原子炉格納容器ベントシステムの第４の実施形態の概略構成を示す縦断面図である。図中破線囲み内が実施例４の原子炉格納容器ベントシステムである。実施例４においても、実施例２、３を基に変更しており、その違いのみを説明する。

実施例４は、実施例２、３の原子炉格納容器フィルタベントシステムに放射性物質分離装置１４をパイパスし、放射性物質分離装置１４下流部に接続するバイパス管２６を設置する。さらにそのバイパス管２６の上流部に、ある一定以上の圧力を超えると仕切り板が破れることで弁が開くラプチャディスク２７を設置することで、万が一に放射性物質分離装置１４内部の分離膜４０が目詰まりを起こし、原子炉格納容器１の圧力が上昇した場合、このラプチャディスク２７が開くことで原子炉格納容器１を減圧できる構造とする。なおこのラプチャディスク２７は、爆破弁やその他のバルブでも構わない。また放射性物質分離装置１４自体がある一定圧力以上で破れる構造とすることで、この機能を代替しても構わない。

前記目的を達成するために好適な実施例の一つである実施例５の原子炉格納容器ベントシステムについて図５を用いて説明する。図５は原子炉格納容器を含む原子炉格納容器および原子炉格納容器ベントシステムの第５の実施形態の概略構成を示す縦断面図である。図中破線囲み内が実施例５の原子炉格納容器ベントシステムである。実施例５においても、放射性物質分離装置１４の配置構成は実施例１と同様であり、ここでは実施例1との違いのみを説明する。

原子炉格納容器１内の気体は粒子状の放射性物質を含む。放射性物質分離装置１４の入口部に粒子捕集装置２８を設置し、極力大きな粒子を捕集する体系とする。この機構により、粒子の分離膜４０への吸着による目詰まりを防止することができ、かつ強い放射線に晒されることによる分離膜４０の劣化を防止することができる。粒子捕集装置２８には繊維状の金属フィルタやヘパフィルターまたは吸着材などが有効である。

前記目的を達成するために好適な実施例の一つである実施例６の原子炉格納容器ベントシステムについて図６を用いて説明する。図６は原子炉格納容器を含む原子炉格納容器および原子炉格納容器ベントシステムの第６の実施形態の概略構成を示す縦断面図である。図中破線囲み内が実施例６の原子炉格納容器ベントシステムである。実施例６においても、放射性物質分離装置１４の配置構成は実施例１と同様であり、ここでは実施例1との違いのみを説明する。

原子炉格納容器１内の気体はガス状のよう素を含む。放射性物質分離装置１４の入口部によう素捕集装置２９を設置し、極力ガス状よう素を捕集する体系とする。この機構により、極めて反応性の高いガス状よう素が分離膜４０への物理吸着および化学吸着により、分離膜４０の劣化を防止することができる。よう素捕集装置２９には銀が添着されたゼオライトや銀シリカゲル、銀アルミナ、ＫＩ_３添着炭などが有効である。

前記目的を達成するために好適な実施例の一つである実施例６の原子炉格納容器ベントシステムについて図７を用いて説明する。図７は原子炉格納容器を含む原子炉格納容器および原子炉格納容器ベントシステムの第７の実施形態の概略構成を示す縦断面図である。図中破線囲み内が実施例７の原子炉格納容器ベントシステムである。実施例７においても、放射性物質分離装置１４の配置構成は実施例１と同様であり、ここでは実施例1との違いのみを説明する。

原子炉格納容器１内の気体は窒素置換されているが、事故時には水の放射線分解により３％以下の酸素が存在している。放射性物質分離装置１４の入口部に水素再結合装置３０を設置し、原子炉格納容器１内の水素と酸素を結合し水にすることで発熱反応を生じる。この発熱反応により加熱されたガスが放射性物質分離装置１４内部を通過することで分離膜４０の温度を高く維持することができる。分離膜は一般に温度が高いほどガスの拡散速度が向上し分離速度が向上する。この機構により、分離膜によるガス放出速度を高く維持することができ、より迅速に原子炉格納容器１の減圧を可能とする。また、加熱による副次的効果として、分離膜４０の上流側空間４１内部で上昇気流を生じ、そのため分離膜４０近辺での放射性希ガスなどの不純物の滞留を防止することができる。

水素再結合装置３０は上記のようにガスを加熱することにより分離膜４０の温度を直接高めることも可能であり、放射性物質分離装置１４の外周に水素再結合装置３０を設置することで放射性物質分離装置１４自体の温度を高め分離膜４０を加熱することもできる。水素再結合装置３０には酸化セリウムおよび酸化ジルコニウムなどの混合酸化物で構成された担体にパラジウムや白金を添着している触媒であること。またはリチウム、ナトリウム、マグネシウム、カルシウム、鉄、ニッケル、銅、ストロンチウム、銀、セリウムなどの金属を含む金属酸化物触媒などが有効である。

また、加圧水型原子炉では原子炉格納容器１内部に水素処理対策としてイグナイタが設置されているが、このイグナイタを放射性物質分離装置１４の入口部または外周に設置することで水素再結合による反応熱を利用し分離膜４０の加熱が可能である。

前記目的を達成するために好適な実施例の一つである実施例８の原子炉格納容器ベントシステムについて図８を用いて説明する。図８は原子炉格納容器を含む原子炉格納容器および原子炉格納容器ベントシステムの第８の実施形態の概略構成を示す縦断面図である。図中破線囲み内が実施例８の原子炉格納容器ベントシステムである。実施例８においても、放射性物質分離装置１４の配置構成は実施例１と同様であり、ここでは実施例1との違いのみを説明する。

放射性物質分離装置１４では水蒸気や水素を選択的に分離しベント配管１５へ放出することができる。放射性物質分離装置１４の出口底部にチムニー３１を設置することにより、放射性物質分離装置１４の上流側空間４１では水蒸気や水素濃度が減少し原子炉格納容器１の主成分である窒素または酸素濃度が上昇する。窒素または酸素濃度が上昇したことによる流体密度差が下降気流を生じる駆動力となり、そのため分離膜４０近辺での放射性希ガスなどの不純物の滞留を防止することができる。

前記目的を達成するために好適な実施例の一つである実施例９の原子炉格納容器ベントシステムについて図９を用いて説明する。図９は原子炉格納容器を含む原子炉格納容器および原子炉格納容器ベントシステムの第９の実施形態の概略構成を示す縦断面図である。図中破線囲み内が実施例９の原子炉格納容器ベントシステムである。

実施例９は、実施例１の原子炉格納容器フィルタベントシステムを加圧水型原子炉に適用した例である。一次系の冷却水は、原子炉圧力容器内の加圧器３２により加圧され、再循環ポンプ３４によって循環され、蒸気発生器３３（一次側）に輸送される。蒸気発生器３３内では伝熱管によって熱交換され、一次側から二次側に熱輸送されて蒸気が発生し、蒸気は主蒸気管４を流れる。

加圧水型原子炉は原子炉格納容器１の圧力上昇を抑えるためのウェットウェル７とサプレッションプール８を持たないため、サプレッションプール８によるスクラビングを用いた放射性物質の除去は期待できない。従って、ドライウェル６の隔離弁１６を開くことで、放射性物質分離装置１４で放射性物質が除去され、蒸気を外部に排出する構成となっている。ウェットウェル７側からのベントがない以外は実施例１と同様である。なお実施例２〜８のように湿式のフィルタベント装置１７、乾式のフィルタベント装置１７、ラプチャディスク２７、粒子捕集装置２８、よう素捕集装置２９、水素再結合装置３０、チムニー３１を用いても構わない。

前記目的を達成するために好適な実施例の一つである実施例１０の原子炉格納容器ベントシステムについて図１０を用いて説明する。図１０は原子炉格納容器を含む原子炉格納容器および原子炉格納容器ベントシステムの第１０の実施形態の概略構成を示す縦断面図である。図中破線囲み内が実施例１０の原子炉格納容器ベントシステムである。

実施例１０は、原子炉格納容器として一次原子炉格納容器３５を内包する二次原子炉格納容器３６を持つ。二次原子炉格納容器３６は、一次原子炉格納容器３５内部のドライウェル６とウェットウェル７にベント配管１５および隔離弁１６を介して連通している。一次原子炉格納容器３５からベントされた気体は一次原子炉格納容器３５内部に設置された放射性物質分離装置１４を介してベント配管１５に流入し、二次原子炉格納容器３６内部に放出される。放射性物質分離装置１４により二次原子炉格納容器３６への放射性物質の移行を防止することができる。また外部ではなく二次原子炉格納容器３６内部に気体を放出することで、万が一に放射性物質分離装置１４内部の分離膜４０が破れ、放射性物質がベント配管１５を通して放出されるようになったとしても、二次原子炉格納容器３６内部に放射性物質を閉じ込めることができる。また、水素再結合装置３０を水素濃度の高いベント配管１５の出口付近に設置することで、効率の良い水素処理を行うことができる。その他の構成に関しては実施例１と同様である。放射性物質分離装置１４を二次原子炉格納容器３６内部に備え、放射性物質分離装置１４がベント配管１５を介して二次原子炉格納容器３６外部に排気塔１３を設置した構成としても構わない。実施例２、３のフィルタベント装置１７を二次原子炉格納容器３６内部に備え、出口配管２２を排気塔１３の代わりに二次原子炉格納容器３６内部に連通した構成としても構わない。またフィルタベント装置１７を二次原子炉格納容器３６外部に設置し、二次原子炉格納容器３６からさらにこのフィルタベント装置１７を通して外部にベントできる構成としてもよい。実施例５、６、８のように粒子捕集装置２８、よう素捕集装置２９、チムニー３１を用いても構わない。また加圧水型原子炉やその他の炉型に適用してもよい。

１…原子炉格納容器、２…炉心、３…原子炉圧力容器、４…主蒸気管、５…ダイヤフラムフロア、６…ドライウェル、７…ウェットウェル、７a…ウェットウェル気相部、８…サプレッションプール、９…ベント管、９a…ベント管排気部、１０…蒸気逃し安全弁、１１…蒸気逃し安全弁排気管、１２…クエンチャ、１３…排気塔、１４…放射性物質分離装置、１５…ベント配管、１６…隔離弁、１６ａ…ウェットウェル側隔離弁、１６ｂ…ドライウェル側隔離弁、１７…フィルタベント装置、１８…入口配管、１９…スクラビング用プール水、２０…金属フィルタ、２１…よう素フィルタ、２２…出口配管、２３…遮蔽壁、２４…放射性物質除去用の砂フィルタ、２５…邪魔板、２６…バイパス管、２７…ラプチャディスク、２８…粒子捕集装置、２９…よう素捕集装置、３０…水素再結合装置、３１…チムニー、３２…加圧器、３３…蒸気発生器、３４…再循環ポンプ、３５…一次原子炉格納容器、３６…二次原子炉格納容器、４０…分離膜、４１…上流側空間、４２…下流側空間、４３…閉止板

Claims (18)

1. 原子炉圧力容器を内包する原子炉格納容器と、
   前記原子炉格納容器の内部に配置された、放射性希ガスを透過せず、水蒸気を透過する分離膜を備えた放射性物質分離装置と、
   前記原子炉格納容器の外部に配置された、気体を排出する排気塔と、
   前記放射性物質分離装置と前記排気塔を接続するベント配管と、
   前記ベント配管に設けられた隔離弁と、を備え、
   ベント操作時には、前記隔離弁を開くことにより、前記放射性物質分離装置により放射性希ガスが除去された気体を前記ベント配管を経由して前記排気塔から排出し、前記放射性物質分離装置に流入し前記分離膜を透過しなかった放射性希ガスを前記原子炉格納容器に戻す
   ことを特徴とする原子力発電プラント。
2. 請求項１に記載の原子力発電プラントにおいて、
   前記放射性物質分離装置と前記排気塔の間に、湿式または乾式のフィルタベント装置を備えることを特徴とする原子力発電プラント。
3. 請求項２に記載の原子力発電プラントにおいて、
   前記原子炉格納容器の内部の気体を前記放射性物質分離装置を経由せずに前記フィルタベント装置へ送るバイパス管を備えたことを特徴とする原子力発電プラント。
4. 請求項３に記載の原子力発電プラントにおいて、
   前記バイパス管の上流部に、圧力が一定以上になると過剰圧力を開放するラプチャディスクを備えることを特徴とする原子力発電プラント。
5. 請求項１に記載の原子力発電プラントにおいて、
   前記放射性物質分離装置の入口部に、粒子捕集装置を備えたことを特徴とする原子力発電プラント。
6. 請求項１に記載の原子力発電プラントにおいて、
   前記放射性物質分離装置の入口部に、よう素捕集装置を備えたことを特徴とする原子力発電プラント。
7. 請求項１に記載の原子力発電プラントにおいて、
   前記放射性物質分離装置の入口部に、水素再結合装置を備えたことを特徴とする原子力発電プラント。
8. 請求項１に記載の原子力発電プラントにおいて、
   前記放射性物質分離装置の出口部に、チムニーを備えたことを特徴とする原子力発電プラント。
9. 請求項１に記載の原子力発電プラントにおいて、
   前記放射性物質分離装置が、放射性希ガスと窒素を透過せず、水素と水蒸気を透過することを特徴とする原子力発電プラント。
10. 請求項１に記載の原子力発電プラントにおいて、
    前記放射性物質分離装置の分離膜が高分子膜、セラミック膜及び酸化グラフェン膜のいずれかであることを特徴とする原子力発電プラント。
11. 請求項１に記載の原子力発電プラントにおいて、
    前記放射性物質分離装置の分離膜がポリイミドを主成分とした高分子膜であることを特徴とする原子力発電プラント。
12. 請求項１に記載の原子力発電プラントにおいて、
    前記放射性物質分離装置の分離膜が窒化ケイ素を主成分としたセラミック膜であることを特徴とする原子力発電プラント。
13. 請求項１に記載の原子力発電プラントにおいて、
    前記放射性物質分離装置の分離膜が炭素を主成分とした酸化グラフェン膜であることを特徴とする原子力発電プラント。
14. 請求項１に記載の原子力発電プラントにおいて、
    前記原子炉圧力容器で発生した蒸気はタービンに供給される沸騰水型原子炉であることを特徴とする原子力発電プラント。
15. 請求項１に記載の原子力発電プラントにおいて、
    前記原子炉圧力容器で発生した蒸気は蒸気発生器に供給される加圧水型原子炉であることを特徴とする原子力発電プラント。
16. 請求項１に記載の原子力発電プラントにおいて、
    前記放射性物質分離装置の内部空間は、内部を流れる流体の流れ方向と平行に配置された前記分離膜で仕切られ、
    前記分離膜で仕切られた前記放射性物質分離装置の内部空間の一部は、閉止板で塞がれ、
    前記放射性物質分離装置の底部から流入し、前記分離膜を透過しない流体は、前記閉止板で塞がれていない部屋の上部から前記原子炉格納容器に戻され、
    前記放射性物質分離装置の底部から流入し、前記分離膜を透過した流体は、隣接する部屋を経由してベント配管に向かうことを特徴とする原子力発電プラント。
17. 請求項１に記載の原子力発電プラントにおいて、
    前記分離膜は、チューブ状であり、
    前記放射性物質分離装置の内部空間は、内部を流れる流体の流れ方向と平行に配置された前記分離膜で仕切られ、
    前記放射性物質分離装置の底部から流入し、前記分離膜を透過しない流体は、前記分離膜の上部から前記原子炉格納容器に戻され、
    前記放射性物質分離装置の底部から流入し、前記分離膜を透過した流体は、ベント配管に向かうことを特徴とする原子力発電プラント。
18. 請求項１に記載の原子力発電プラントにおいて、
    前記分離膜は、中空糸状であり、
    前記放射性物質分離装置の内部空間は、内部を流れる流体の流れ方向と垂直に配置された前記分離膜で仕切られ、
    前記放射性物質分離装置の底部から流入し、前記分離膜を透過しない流体は、前記分離膜の上部から前記原子炉格納容器に戻され、
    前記放射性物質分離装置の底部から流入し、前記分離膜を透過した流体は、ベント配管に向かうことを特徴とする原子力発電プラント。

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