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(19)【発行国】日本国特許庁(JP)
(12)【公報種別】公開特許公報(A)
(11)【公開番号】P2025085187
(43)【公開日】2025-06-05
(54)【発明の名称】格納容器ベント方法
(51)【国際特許分類】
G21C 9/004 20060101AFI20250529BHJP
G21C 13/00 20060101ALI20250529BHJP
【ＦＩ】
G21C9/004
G21C13/00 600
【審査請求】未請求
【請求項の数】11
【出願形態】ＯＬ
(21)【出願番号】P 2023198894
(22)【出願日】2023-11-24
(71)【出願人】
【識別番号】507250427
【氏名又は名称】日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社
(74)【代理人】
【識別番号】110000925
【氏名又は名称】弁理士法人信友国際特許事務所
(72)【発明者】
【氏名】松崎 隆久
(72)【発明者】
【氏名】池側 智彦
(72)【発明者】
【氏名】木藤 和明
(72)【発明者】
【氏名】廣川 直機
(72)【発明者】
【氏名】染谷 崇之
【テーマコード（参考）】
2G002
【Ｆターム（参考）】
2G002CA01
2G002DA01
2G002EA01
(57)【要約】
【課題】膜フィルタの耐久性の向上を図りながら、外部へ漏洩する希ガスの漏洩量を低減できる、希ガスを透過しないフィルタを用いた格納容器ベント方法を提供する。
【解決手段】原子炉格納容器の内部の気体を外部に排出し、原子炉格納容器を減圧するための原子炉格納容器ベントシステムにおいてベントを行う方法を、原子炉格納容器のベントラインに、放射性希ガスの透過係数よりも水蒸気の透過係数が大きい膜を有し、ベントラインを通るガスが膜により水蒸気と放射性希ガスが分離される構造を設け、この構造を、原子炉格納容器の圧力に応じて、一定以上の圧力で動作し、一定以下の圧力で停止するように構成して、格納容器ベントを間欠的に行う構成とする。
【選択図】図１
【解決手段】原子炉格納容器の内部の気体を外部に排出し、原子炉格納容器を減圧するための原子炉格納容器ベントシステムにおいてベントを行う方法を、原子炉格納容器のベントラインに、放射性希ガスの透過係数よりも水蒸気の透過係数が大きい膜を有し、ベントラインを通るガスが膜により水蒸気と放射性希ガスが分離される構造を設け、この構造を、原子炉格納容器の圧力に応じて、一定以上の圧力で動作し、一定以下の圧力で停止するように構成して、格納容器ベントを間欠的に行う構成とする。
【選択図】図１
【特許請求の範囲】
【請求項1】
原子炉格納容器の内部の気体を外部に排出し、前記原子炉格納容器を減圧するための原子炉格納容器ベントシステムにおいてベントを行う、格納容器ベント方法であって、
前記原子炉格納容器のベントラインに、放射性希ガスの透過係数よりも水蒸気の透過係数が大きい膜を有し、前記ベントラインを通るガスが前記膜により水蒸気と放射性希ガスが分離される構造を設け、
前記構造を、前記原子炉格納容器の圧力に応じて、一定以上の圧力で動作し、一定以下の圧力で停止するように構成して、格納容器ベントを間欠的に行う
ことを特徴とする格納容器ベント方法。
前記原子炉格納容器のベントラインに、放射性希ガスの透過係数よりも水蒸気の透過係数が大きい膜を有し、前記ベントラインを通るガスが前記膜により水蒸気と放射性希ガスが分離される構造を設け、
前記構造を、前記原子炉格納容器の圧力に応じて、一定以上の圧力で動作し、一定以下の圧力で停止するように構成して、格納容器ベントを間欠的に行う
ことを特徴とする格納容器ベント方法。
【請求項2】
請求項１に記載の格納容器ベント方法において、前記原子炉格納容器からの出口部にある弁を、前記原子炉格納容器の圧力が一定以上になった場合に開き、前記原子炉格納容器の圧力が一定以下になった場合に閉じることにより、前記格納容器ベントを間欠的に行うことを特徴とする格納容器ベント方法。
【請求項3】
請求項１に記載の格納容器ベント方法において、前記原子炉格納容器からの出口部にある弁以降、かつ前記の膜よりも上流部に、開閉可能な弁を備え、前記開閉可能な弁を前記原子炉格納容器の圧力が一定以上になった場合に開き、前記原子炉格納容器の圧力が一定以下になった場合に閉じることにより、前記格納容器ベントを間欠的に行うことを特徴とする格納容器ベント方法。
【請求項4】
請求項１に記載の格納容器ベント方法において、前記原子炉格納容器の圧力が一定以上になった場合に受動的に弁が開き、前記原子炉格納容器の圧力が一定以下になった場合に受動的に弁が閉じる構成の弁を備えることによって、前記格納容器ベントを間欠的に行うことを特徴とする格納容器ベント方法。
【請求項5】
請求項１に記載の格納容器ベント方法において、前記膜を透過しない非透過ガスを掃気する掃気機構を設け、前記掃気機構を、前記原子炉格納容器の圧力が一定以上になった場合に動作させ、前記原子炉格納容器の圧力が一定以下になった場合に停止させることによって、前記格納容器ベントを間欠的に行うことを特徴とする格納容器ベント方法。
【請求項6】
請求項１に記載の格納容器ベント方法において、前記原子炉格納容器の圧力によって開閉する弁、もしくは、前記原子炉格納容器の圧力によって動作の開始と停止を行う掃気機構のうちいずれか一つ、もしくは、それらの組み合わせの機構を設けることによって、前記格納容器ベントを間欠的に行うことを特徴とする格納容器ベント方法。
【請求項7】
請求項１に記載の格納容器ベント方法において、前記膜が、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構成であることを特徴とする格納容器ベント方法。
【請求項8】
請求項１に記載の格納容器ベント方法において、前記膜のフィルタ材が、高分子膜、もしくはセラミック膜、もしくは酸化グラフェン膜であることを特徴とする格納容器ベント方法。
【請求項9】
請求項１に記載の格納容器ベント方法において、沸騰水型原子炉に前記原子炉格納容器ベントシステムを備え、前記原子炉格納容器ベントシステムを、前記原子炉格納容器の圧力に応じて、一定圧力で動作させ、一定以上で停止させることにより、前記格納容器ベントを間欠的に行うことを特徴とする格納容器ベント方法。
【請求項10】
請求項１に記載の格納容器ベント方法において、加圧水型原子炉に前記原子炉格納容器ベントシステムを備え、前記原子炉格納容器ベントシステムを、前記原子炉格納容器の圧力に応じて、一定圧力で動作させ、一定以上で停止させることにより、前記格納容器ベントを間欠的に行うことを特徴とする格納容器ベント方法。
【請求項11】
請求項１に記載の格納容器ベント方法において、重水炉、黒鉛炉、ガス炉、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、のいずれかに前記原子炉格納容器ベントシステムを備え、前記原子炉格納容器ベントシステムを、前記原子炉格納容器の圧力に応じて、一定圧力で動作させ、一定以上で停止させることにより、前記格納容器ベントを間欠的に行うことを特徴とする格納容器ベント方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【0001】
本発明は、原子力発電プラントに用いられる原子炉格納容器ベントシステムを用いた格納容器ベント方法に関する。
【背景技術】
【0002】
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に、原子炉圧力容器内に配置された炉心が万が一溶融するような事態（以下、「過酷事故」と呼ぶ）が発生し、放射性物質が原子炉圧力容器外に放出されても、放射性物質を原子炉格納容器内に閉じ込めて外部への漏出を防ぐことがある。
【0003】
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。
原子炉格納容器が加圧された場合は、原子炉格納容器内の気体を大気中に放出し、原子炉格納容器を減圧する場合がある。この操作を、格納容器ベントと呼ぶ。
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。
原子炉格納容器が加圧された場合は、原子炉格納容器内の気体を大気中に放出し、原子炉格納容器を減圧する場合がある。この操作を、格納容器ベントと呼ぶ。
【0004】
沸騰水型原子炉では、ベント操作を行った場合でも公衆の被ばくが最小限となるように、原子炉格納容器ベントシステムを備える。
【0005】
沸騰水型原子炉では、まず、原子炉格納容器内のサプレッションプールのプール水によるスクラビングで、大部分の放射性物質を除去する。そして、原子炉格納容器内の気体（以下、「ベントガス」と呼ぶ）を原子炉格納容器外に設けたタンク内の薬液中に放出しスクラビングすることで、粒子状放射性物質や無機ヨウ素、セシウムを除去する。
次に、金属フィルタで、スクラビングで除去しきれなかった粒子状放射性物質を除去する。
最後に、ヨウ素フィルタで化学反応および吸着によって、有機ヨウ素などのガス状放射性物質が除去し、ベントガスを大気中に放出する。
次に、金属フィルタで、スクラビングで除去しきれなかった粒子状放射性物質を除去する。
最後に、ヨウ素フィルタで化学反応および吸着によって、有機ヨウ素などのガス状放射性物質が除去し、ベントガスを大気中に放出する。
【0006】
しかし、化学反応性の無い放射性希ガスは、上述した手法では取り除くことが困難である。
そこで、特許文献１に記載の原子炉格納容器ベントシステムでは、水蒸気を透過して、希ガスを透過しない膜フィルタを用いることで、上記の原子炉格納容器ベントシステムでは除去しきれない放射性希ガスを除去する。
そこで、特許文献１に記載の原子炉格納容器ベントシステムでは、水蒸気を透過して、希ガスを透過しない膜フィルタを用いることで、上記の原子炉格納容器ベントシステムでは除去しきれない放射性希ガスを除去する。
【先行技術文献】
【特許文献】
【0007】
【特許文献1】特開２０１８－１７９６９３号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【0008】
膜フィルタによる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１のようにベントガスが通過する流路上に、水蒸気および水素を透過し希ガスを透過しない膜フィルタを設置することで、放射性希ガスを除去する。
【0009】
事故時に格納容器内の雰囲気に含まれるエアロゾルやヨウ素は、膜フィルタに付着した場合に膜フィルタ性能が低下する可能性があるため、これらはできる限り取り除く必要がある。また、膜フィルタへ流入するガスの温度、圧力が高い方が膜フィルタへの負荷は高くなるため、これら温度、圧力をできる限り低減することで、膜フィルタの寿命をより長くすることができる。
【0010】
現行の沸騰水型原子力発電プラントには、フィルタベント装置が既に備わっており、フィルタベント装置を通った後のベントガスは、放射性希ガスが含まれるものの、圧力も温度も低下している。このため、膜フィルタが、このフィルタベント装置の後流部に配置されることで、膜フィルタへ掛かる負荷を低減できる。
【0011】
膜フィルタに対する希ガスの透過率は非常に低いため、希ガスは外部へはほとんど流出しない。しかし、希ガスは、膜フィルタに対する透過率、膜面積、格納容器内の希ガスの分圧に比例して一定量透過するため、できる限り希ガスの被ばくを防止するためには、より希ガスの外部への漏出量を低減できるベント方法で、格納容器ベントを実施する必要がある。
【0012】
しかし、一般的なベントでは、ある一定以上に格納容器内の圧力が上昇した場合にベント装置を起動し、その後は事故が収束するまでガスを排出するラインは開放した状態を維持する運用となっており、希ガスの放出量の低減を目的としたベント方法ではない。
【0013】
膜フィルタは、ほぼ希ガスを透過しないため、希ガスと水蒸気の混合ガスが膜フィルタ部に流入した場合は、ほぼ透過しない希ガスが滞留し、外部への水蒸気の放出を阻害する。
特許文献１では、水蒸気の放出が阻害されて格納容器の圧力が上がると、逃し弁が開くことで滞留した希ガスを逃がし、再度水蒸気が膜フィルタを透過するようにしている。
しかし、特許文献１の構造では、膜フィルタ自体は格納容器内に設置する必要があり、フィルタベント装置の後流部において膜フィルタへの負荷を低減することは難しいため、耐久性の高い膜の採用などが必要となる。
特許文献１では、水蒸気の放出が阻害されて格納容器の圧力が上がると、逃し弁が開くことで滞留した希ガスを逃がし、再度水蒸気が膜フィルタを透過するようにしている。
しかし、特許文献１の構造では、膜フィルタ自体は格納容器内に設置する必要があり、フィルタベント装置の後流部において膜フィルタへの負荷を低減することは難しいため、耐久性の高い膜の採用などが必要となる。
【0014】
膜フィルタには、水蒸気を主成分とするベントガスが流入し、その膜特性を利用して水蒸気と水素を優先的に透過させて外部へ放出する。格納容器を減圧するには、大量の水蒸気を放出する必要があり、その水蒸気放出量に見合った膜フィルタ物量（膜面積）が必要となる。
一方で。外部へ漏洩する放射性希ガスの量も膜面積に比例するため、膜面積を増やすと外部への放射性希ガスの漏洩量も増加する。
また、高温の水蒸気を通気することになるため、通気時間に応じて膜フィルタが劣化することから、膜の耐性によっては、膜フィルタの劣化に備えた機構（例えば一定時間の通気ごとに膜フィルタを切り替える）が必要となる可能性もある。
一方で。外部へ漏洩する放射性希ガスの量も膜面積に比例するため、膜面積を増やすと外部への放射性希ガスの漏洩量も増加する。
また、高温の水蒸気を通気することになるため、通気時間に応じて膜フィルタが劣化することから、膜の耐性によっては、膜フィルタの劣化に備えた機構（例えば一定時間の通気ごとに膜フィルタを切り替える）が必要となる可能性もある。
【0015】
そこで本発明は、上記の課題を考慮し、膜フィルタの耐久性の向上を図りながら、外部へ漏洩する希ガスの漏洩量を低減できる、希ガスを透過しないフィルタを用いた格納容器ベント方法を提供する。
【0016】
また、本発明の上記の目的およびその他の目的と本発明の新規な特徴は、本明細書の記述および添付図面によって明らかにする。
【課題を解決するための手段】
【0017】
本発明の格納容器ベント方法は、原子炉格納容器の内部の気体を外部に排出し、原子炉格納容器を減圧するための原子炉格納容器ベントシステムにおいてベントを行う方法であって、原子炉格納容器のベントラインに、放射性希ガスの透過係数よりも水蒸気の透過係数が大きい膜を有し、ベントラインを通るガスが膜により水蒸気と放射性希ガスが分離される構造を設ける。
そして、本発明の格納容器ベント方法は、この構造を、原子炉格納容器の圧力に応じて、一定以上の圧力で動作し、一定以下の圧力で停止するように構成して、格納容器ベントを間欠的に行う。
そして、本発明の格納容器ベント方法は、この構造を、原子炉格納容器の圧力に応じて、一定以上の圧力で動作し、一定以下の圧力で停止するように構成して、格納容器ベントを間欠的に行う。
【発明の効果】
【0018】
本発明の格納容器ベント方法によれば、放射性希ガスの透過係数よりも水蒸気の透過係数が大きい膜を有し、ベントラインを通るガスが膜により水蒸気と放射性希ガスが分離される構造を設けたので、膜によって、放射性希ガスの外部への漏洩量を低減することができる。
また、本発明によれば、上記の構造を、原子炉格納容器の圧力に応じて、一定以上の圧力で動作し、一定以下の圧力で停止するように構成して、格納容器ベントを間欠的に行うので、従来の格納容器ベントを連続して行っていた場合と比較して、膜の耐久性を向上することができる。
従って、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る事態が万一発生した場合においても、原子炉格納容器の加圧を防止すると共に、外部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、本発明によれば、上記の構造を、原子炉格納容器の圧力に応じて、一定以上の圧力で動作し、一定以下の圧力で停止するように構成して、格納容器ベントを間欠的に行うので、従来の格納容器ベントを連続して行っていた場合と比較して、膜の耐久性を向上することができる。
従って、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る事態が万一発生した場合においても、原子炉格納容器の加圧を防止すると共に、外部に放射性物質が漏洩することを防止することができる。
【0019】
なお、上述した以外の課題、構成および効果は、以下の実施の形態の説明により明らかにされる。
【図面の簡単な説明】
【0020】
【図1】実施例１の格納容器ベント方法を実施するための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概略構成を示す縦断面図である。
【図2】希ガスフィルタを備えた場合と備えなかった場合の、本発明のベント方法を行ったときにおける、プラントの圧力の挙動の評価例を示す図である。
【図3】希ガスフィルタを備えた場合と備えなかった場合の、一般的なベント方法と本発明のベント方法によって、外部へ漏洩する放射性希ガスの放出割合を比較した図である。
【図4】実施例２の格納容器ベント方法を実施するための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概略構成を示す縦断面図である。
【図5】実施例３の格納容器ベント方法を実施するための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概略構成を示す縦断面図である。
【図6】実施例４の格納容器ベント方法を実施するための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概略構成を示す縦断面図である。
【図7】実施例５の格納容器ベント方法を実施するための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概略構成を示す縦断面図である。
【図8】実施例６の格納容器ベント方法を実施するための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概略構成を示す縦断面図である。
【図9】実施例７の格納容器ベント方法を実施するための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概略構成を示す縦断面図である。
【発明を実施するための形態】
【0021】
以下、本発明に係る実施の形態および実施例について、文章もしくは図面を用いて説明する。ただし、本発明に示す構造、材料、その他具体的な各種の構成等は、ここで取り上げた実施の形態や実施例に限定されることはなく、要旨を変更しない範囲で適宜組み合わせや改良が可能である。また、本発明に直接関係のない要素は図示を省略する。
【0022】
本発明の格納容器ベント方法は、原子炉格納容器の内部の気体を外部に排出し、原子炉格納容器を減圧するための原子炉格納容器ベントシステムにおいてベントを行う方法である。
本発明の格納容器ベント方法は、原子炉格納容器のベントラインに、放射性希ガスの透過係数よりも水蒸気の透過係数が大きい膜を有し、ベントラインを通るガスが膜により水蒸気と放射性希ガスが分離される構造を設ける。
そして、本発明の格納容器ベント方法は、この構造を、原子炉格納容器の圧力に応じて、一定以上の圧力で動作し、一定以下の圧力で停止するように構成して、格納容器ベントを間欠的に行う。
本発明の格納容器ベント方法は、原子炉格納容器のベントラインに、放射性希ガスの透過係数よりも水蒸気の透過係数が大きい膜を有し、ベントラインを通るガスが膜により水蒸気と放射性希ガスが分離される構造を設ける。
そして、本発明の格納容器ベント方法は、この構造を、原子炉格納容器の圧力に応じて、一定以上の圧力で動作し、一定以下の圧力で停止するように構成して、格納容器ベントを間欠的に行う。
【0023】
本発明の格納容器ベント方法によれば、放射性希ガスの透過係数よりも水蒸気の透過係数が大きい膜を有し、ベントラインを通るガスが膜により水蒸気と放射性希ガスが分離される構造を設けたので、膜によって、放射性希ガスの外部への漏洩量を低減することができる。
また、上記の構造を、原子炉格納容器の圧力に応じて、一定以上の圧力で動作し、一定以下の圧力で停止するように構成して、格納容器ベントを間欠的に行うので、従来の格納容器ベントを連続して行っていた場合と比較して、膜の耐久性を向上することができる。
従って、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る事態が万一発生した場合においても、原子炉格納容器の加圧を防止すると共に、外部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、上記の構造を、原子炉格納容器の圧力に応じて、一定以上の圧力で動作し、一定以下の圧力で停止するように構成して、格納容器ベントを間欠的に行うので、従来の格納容器ベントを連続して行っていた場合と比較して、膜の耐久性を向上することができる。
従って、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る事態が万一発生した場合においても、原子炉格納容器の加圧を防止すると共に、外部に放射性物質が漏洩することを防止することができる。
【0024】
上記の格納容器ベント方法において、原子炉格納容器からの出口部にある弁を、原子炉格納容器の圧力が一定以上になった場合に開き、原子炉格納容器の圧力が一定以下になった場合に閉じることにより、格納容器ベントを間欠的に行う構成とすることができる。
この構成では、従来から原子炉プラントに設置されている、原子炉格納容器からの出口部にある弁を利用して、格納容器ベントを間欠的に行うことができる。これにより、格納容器ベントを間欠的に行うための弁などを追加する必要がない。
この構成では、従来から原子炉プラントに設置されている、原子炉格納容器からの出口部にある弁を利用して、格納容器ベントを間欠的に行うことができる。これにより、格納容器ベントを間欠的に行うための弁などを追加する必要がない。
【0025】
上記の格納容器ベント方法において、原子炉格納容器からの出口部にある弁以降、かつ膜よりも上流部に、開閉可能な弁を備え、開閉可能な弁を原子炉格納容器の圧力が一定以上になった場合に開き、原子炉格納容器の圧力が一定以下になった場合に閉じることにより、格納容器ベントを間欠的に行う構成とすることができる。
この構成では、格納容器ベントを間欠的に行うための弁を追加するが、原子炉格納容器からの出口部にある弁（隔離弁）の機能は維持することができ、既存の隔離弁への改造を行う必要がない。
この構成では、格納容器ベントを間欠的に行うための弁を追加するが、原子炉格納容器からの出口部にある弁（隔離弁）の機能は維持することができ、既存の隔離弁への改造を行う必要がない。
【0026】
上記の格納容器ベント方法において、原子炉格納容器の圧力が一定以上になった場合に受動的に弁が開き、原子炉格納容器の圧力が一定以下になった場合に受動的に弁が閉じる構成の弁を備えることによって、格納容器ベントを間欠的に行う構成とすることができる。
この構成としたときには、原子炉格納容器の圧力に対応して受動的に開閉する弁を使用して格納容器ベントを間欠的に行うので、原子炉格納容器の圧力を検知する機構や弁を開閉する機構を省略することができる。
この構成としたときには、原子炉格納容器の圧力に対応して受動的に開閉する弁を使用して格納容器ベントを間欠的に行うので、原子炉格納容器の圧力を検知する機構や弁を開閉する機構を省略することができる。
【0027】
上記の格納容器ベント方法において、膜を透過しない非透過ガスを掃気する掃気機構を設け、掃気機構を、原子炉格納容器の圧力が一定以上になった場合に動作させ、原子炉格納容器の圧力が一定以下になった場合に停止させることによって、格納容器ベントを間欠的に行う構成とすることができる。
この構成としたときには、格納容器ベントを間欠的に行うための掃気機構を追加するが、原子炉格納容器からの出口部にある弁（隔離弁）の機能は維持することができ、既存の隔離弁への改造を行う必要がない。
この構成としたときには、格納容器ベントを間欠的に行うための掃気機構を追加するが、原子炉格納容器からの出口部にある弁（隔離弁）の機能は維持することができ、既存の隔離弁への改造を行う必要がない。
【0028】
上記の格納容器ベント方法において、原子炉格納容器の圧力によって開閉する弁、もしくは、原子炉格納容器の圧力によって動作の開始と停止を行う掃気機構のうちいずれか一つ、もしくは、それらの組み合わせの機構を設けることによって、格納容器ベントを間欠的に行う構成とすることができる。
【0029】
上記の格納容器ベント方法において、膜が、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構成とすることができる。
この構成としたときには、水素と水蒸気は膜を透過するので、膜を透過した水素と水蒸気を外部に排出して、原子炉格納容器の圧力を下げることができる。一方、放射性希ガスは膜を透過しないので、放射性希ガスの漏洩を抑制することができる。
この構成としたときには、水素と水蒸気は膜を透過するので、膜を透過した水素と水蒸気を外部に排出して、原子炉格納容器の圧力を下げることができる。一方、放射性希ガスは膜を透過しないので、放射性希ガスの漏洩を抑制することができる。
【0030】
上記の格納容器ベント方法において、膜のフィルタ材が、高分子膜、もしくはセラミック膜、もしくは酸化グラフェン膜である構成とすることができる。
この構成としたときには、膜のフィルタ剤が、放射性希ガスと窒素を透過せず、水素と水蒸気を透過させることができる。
この構成としたときには、膜のフィルタ剤が、放射性希ガスと窒素を透過せず、水素と水蒸気を透過させることができる。
【0031】
上記の格納容器ベント方法において、沸騰水型原子炉に原子炉格納容器ベントシステムを備え、原子炉格納容器ベントシステムを、原子炉格納容器の圧力に応じて、一定圧力で動作させ、一定以上で停止させることにより、記格納容器ベントを間欠的に行う構成とすることができる。
この構成としたときには、沸騰水型原子炉において、格納容器ベントを間欠的に行うことができ、原子炉格納容器の加圧を防止すると共に、外部に放射性物質が漏洩することを防止することができる。
この構成としたときには、沸騰水型原子炉において、格納容器ベントを間欠的に行うことができ、原子炉格納容器の加圧を防止すると共に、外部に放射性物質が漏洩することを防止することができる。
【0032】
上記の格納容器ベント方法において、加圧水型原子炉に原子炉格納容器ベントシステムを備え、原子炉格納容器ベントシステムを、原子炉格納容器の圧力に応じて、一定圧力で動作させ、一定以上で停止させることにより、格納容器ベントを間欠的に行う構成とすることができる。
この構成としたときには、加圧水型原子炉において、格納容器ベントを間欠的に行うことができ、原子炉格納容器の加圧を防止すると共に、外部に放射性物質が漏洩することを防止することができる。
この構成としたときには、加圧水型原子炉において、格納容器ベントを間欠的に行うことができ、原子炉格納容器の加圧を防止すると共に、外部に放射性物質が漏洩することを防止することができる。
【0033】
上記の格納容器ベント方法において、重水炉、黒鉛炉、ガス炉、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、のいずれかに原子炉格納容器ベントシステムを備え、原子炉格納容器ベントシステムを、原子炉格納容器の圧力に応じて、一定圧力で動作させ、一定以上で停止させることにより、格納容器ベントを間欠的に行う構成とすることができる。
この構成としたときには、重水炉、黒鉛炉、ガス炉、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、のいずれかにおいて、格納容器ベントを間欠的に行うことができ、原子炉格納容器の加圧を防止すると共に、外部に放射性物質が漏洩することを防止することができる。
この構成としたときには、重水炉、黒鉛炉、ガス炉、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、のいずれかにおいて、格納容器ベントを間欠的に行うことができ、原子炉格納容器の加圧を防止すると共に、外部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0034】
以下、格納容器ベント方法の具体的な実施例を説明する。
【0035】
（実施例１）
前述した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の格納容器ベント方法について、図１を参照して説明する。
図１は、実施例１の格納容器ベント方法を実施するための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概略構成を示す縦断面図である。図中一点鎖線の囲み内が、本発明に関わる原子炉格納容器ベントシステムである。
前述した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の格納容器ベント方法について、図１を参照して説明する。
図１は、実施例１の格納容器ベント方法を実施するための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概略構成を示す縦断面図である。図中一点鎖線の囲み内が、本発明に関わる原子炉格納容器ベントシステムである。
【0036】
本実施例の格納容器ベント方法は、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圧し、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。
【0037】
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（ＡＢＷＲ）に適用した例であり、以下に説明する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。
【0038】
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１２によってドライウェル５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５とウェットウェル７は、ベント管１１によって相互に連通されており、ベント管排気部１１ａ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。
【0039】
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５で発生する）が発生した場合、ドライウェル５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５内に放出された蒸気は、ドライウェル５とウェットウェル７の圧力差により、ベント管１１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の水中に導かれる。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の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。
【0040】
前述した通り、ドライウェル５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１１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５の領域に、蒸気逃し安全弁６が設置されている。蒸気逃し安全弁６を通して放出された蒸気は、蒸気逃し安全弁排気管９を通って、最終的にクエンチャ１０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。
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５の領域に、蒸気逃し安全弁６が設置されている。蒸気逃し安全弁６を通して放出された蒸気は、蒸気逃し安全弁排気管９を通って、最終的にクエンチャ１０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。
【0041】
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の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。
【0042】
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。
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。
【0043】
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。
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。
【0044】
このベント操作をする上で、外部放出する気体からさらに放射性物質を取り除く装置として、原子炉格納容器ベントシステムがある。
次に、従来の一般的なベントシステムについて、図１を参照して説明する。
次に、従来の一般的なベントシステムについて、図１を参照して説明する。
【0045】
ベント配管１３は、原子炉格納容器１のドライウェル５とウェットウェル７に接続されており、このベント配管１３には、ベント動作弁１４ａ，１４ｂが配設されている。即ち、ウェットウェル７に対して、ウェットウェル７側のベント動作弁１４ａが設けられ、ドライウェル５に対して、ドライウェル５側のベント動作弁１４ｂが設けられている。
【0046】
ベント操作は、通常はウェットウェル７側のベント動作弁１４ａを開くことで行う。ベント配管１３は、フィルタベント装置１５におけるフィルタベント容器１６の入口配管１７に接続されている。この入口配管１７の先端側は、フィルタベント容器１６内に開口する。
【0047】
フィルタベント容器１６内の下部側には、スクラビング用のプール水１８が貯留されている。
フィルタベント容器１６の上部側には、金網状の金属フィルタ１９が設置されている。この金属フィルタ１９には、フィルタベント容器１６の出口配管２０の一端が接続されている。
出口配管２０の他端は、フィルタベント容器１６を囲っている遮蔽壁２１を貫通して、遮蔽壁２１の外に導出されている。そして最終的に、排気塔２２から外部に気体を排出する。
また、出口配管２０の途中の、フィルタベント容器１６と遮蔽壁２１との間に、よう素フィルタ３８が設置されている。
フィルタベント容器１６の上部側には、金網状の金属フィルタ１９が設置されている。この金属フィルタ１９には、フィルタベント容器１６の出口配管２０の一端が接続されている。
出口配管２０の他端は、フィルタベント容器１６を囲っている遮蔽壁２１を貫通して、遮蔽壁２１の外に導出されている。そして最終的に、排気塔２２から外部に気体を排出する。
また、出口配管２０の途中の、フィルタベント容器１６と遮蔽壁２１との間に、よう素フィルタ３８が設置されている。
【0048】
原子炉格納容器１の圧力が上昇し、その一定の圧力設定値よりも圧力が上昇したことを圧力検知機構４０（一般的な圧力計のようなもので良い）で検知した場合、通常はウェットウェル７側のベント動作弁１４ａを開く。この際に、サプレッションプール８の水で放出ガスをスクラビングすることで、大半の放射性物質を除去することができる。これは、沸騰水型原子炉の安全上の特徴である。
【0049】
フィルタベント装置１５に入った放出ガスは、フィルタベント容器１６内のスクラビング用プール水１８でさらにスクラビングされることで、主にエアロゾル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１９とよう素フィルタ３８により、よう素などの気体状の放射性物質を除去する。
そして、圧力検知機構４０によって検知される圧力が一定以下となったときに、ウェットウェル７側のベント動作弁１４ａが閉じられることで、ベント操作が停止され、下記の希ガスフィルタ２３への通気も停止する。
そして、圧力検知機構４０によって検知される圧力が一定以下となったときに、ウェットウェル７側のベント動作弁１４ａが閉じられることで、ベント操作が停止され、下記の希ガスフィルタ２３への通気も停止する。
【0050】
上記の操作によって、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２２から放出される。
しかし、このシステムによりほとんどの放射性物質は除去されているが、放射性希ガスは、反応性が乏しいため、一般的なフィルタ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。
しかし、このシステムによりほとんどの放射性物質は除去されているが、放射性希ガスは、反応性が乏しいため、一般的なフィルタ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。
【0051】
そこで、本実施例に関わる原子炉格納容器ベントシステムは、出口配管２０の、フィルタベント装置１５のフィルタベント容器１６より下流の位置に、希ガスフィルタ２３を設置している。
そして、この希ガスフィルタ２３で放射性希ガスを閉じ込めると共に、この希ガスフィルタ２３に蒸気を透過することができるフィルタ材を用いる。これにより、蒸気を外部に放出して、原子炉格納容器１の圧力を下げることができる。
そして、この希ガスフィルタ２３で放射性希ガスを閉じ込めると共に、この希ガスフィルタ２３に蒸気を透過することができるフィルタ材を用いる。これにより、蒸気を外部に放出して、原子炉格納容器１の圧力を下げることができる。
【0052】
一般的なベント方法では、圧力が一定値を超えた場合は、ウェットウェル７側のベント動作弁１４ａを開いたままの動作となる。
これに対して、本発明のベント方法では、圧力が一定値を超えた場合に、ウェットウェル７側のベント動作弁１４ａを開き、圧力が一定値を下回った場合は、ウェットウェル７側のベント動作弁１４ａを閉止する。
本発明のベント方法では、このような開閉のベント操作によって、一般的なベント方法と同様に十分に外部に水蒸気を放出することで、原子炉格納容器１の圧力を低下させて原子炉格納容器１を保護する。そのために、本発明のベント方法では、一般的なベント方法の時と比較して、希ガスフィルタ２３の膜面積（物量）は大きなものとなる。
これに対して、本発明のベント方法では、圧力が一定値を超えた場合に、ウェットウェル７側のベント動作弁１４ａを開き、圧力が一定値を下回った場合は、ウェットウェル７側のベント動作弁１４ａを閉止する。
本発明のベント方法では、このような開閉のベント操作によって、一般的なベント方法と同様に十分に外部に水蒸気を放出することで、原子炉格納容器１の圧力を低下させて原子炉格納容器１を保護する。そのために、本発明のベント方法では、一般的なベント方法の時と比較して、希ガスフィルタ２３の膜面積（物量）は大きなものとなる。
【0053】
この希ガスフィルタ２３は、原子炉格納容器１内やベント配管１３上のどの位置に設置しても、放射性希ガスを除去できる。
しかし、図１に示すように、希ガスフィルタ２３を、フィルタベント装置１５内の下流側の位置に設置することが好ましい。これにより、希ガスフィルタ２３にエアロゾル状の放射性物質が付着することによるフィルタ性能の劣化の防止や、事故時に発生する可能性のある溶融燃料からの影響に曝されることを防止することができ、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。
しかし、図１に示すように、希ガスフィルタ２３を、フィルタベント装置１５内の下流側の位置に設置することが好ましい。これにより、希ガスフィルタ２３にエアロゾル状の放射性物質が付着することによるフィルタ性能の劣化の防止や、事故時に発生する可能性のある溶融燃料からの影響に曝されることを防止することができ、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。
【0054】
希ガスフィルタ２３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や水素は、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、それよりも分子径がかなり大きい。
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。
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や水素は、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、それよりも分子径がかなり大きい。
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。
【0055】
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可能性があるが、原子炉格納容器１を減圧する観点では問題無い。
このような用途に最適なフィルタ材として、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。これらフィルタ材は、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。
このような用途に最適なフィルタ材として、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。これらフィルタ材は、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。
【0056】
前述したフィルタ材を利用した希ガスフィルタ２３は、蒸気と水素を透過し、窒素と放射性物質を透過しないことで、放射性希ガスを除去しながら、原子炉格納容器１の加圧の原因となる蒸気と水素を放出することができる。
しかし、時間の経過と共に、希ガスフィルタ２３の直上流部に透過しない窒素および放射性希ガスが溜まり、これら気体の分圧が高まることで、蒸気と水素の透過量が低下し、原子炉格納容器１の圧力を下げる機能が低下する。
しかし、時間の経過と共に、希ガスフィルタ２３の直上流部に透過しない窒素および放射性希ガスが溜まり、これら気体の分圧が高まることで、蒸気と水素の透過量が低下し、原子炉格納容器１の圧力を下げる機能が低下する。
【0057】
そこで、図１に示すように、希ガスフィルタ２３の直上流部と原子炉格納容器１を戻り配管２４で接続し、戻り配管２４のライン上に設置したブロア２５によって、希ガスフィルタ２３を透過しない気体を原子炉格納容器１に戻すように構成する。これにより、希ガスフィルタ２３の蒸気透過性能を維持することができる。
【0058】
また、図１に示すように、戻り配管２４のライン上に逆止弁２６を設置する。これにより、原子炉格納容器１からフィルタベント装置１５を通らずに希ガスフィルタ２３に放射性物質を含む気体が到達するのを防止することができる。
【0059】
また、万が一ブロア２５が作動しない場合、希ガスフィルタ２３の透過流量が低下し、原子炉格納容器１の減圧が不十分になる可能性がある。そのため、図１に示すように、希ガスフィルタ２３の直上流部から希ガスフィルタ２３をバイパスし、希ガスフィルタ下流部に接続する、バイパス管２７を設置する。さらに、そのバイパス管２７のライン上に、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２８を設置する。これにより、万が一ブロア２５が作動せず、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２８が開くことで、原子炉格納容器１を減圧できる。
【0060】
ラプチャディスク２８は、爆破弁やその他のバルブでも構わない。
また、希ガスフィルタ２３自体がある一定圧力以上で破れる構造とすることで、このラプチャディスク２８の機能を代替しても構わない。
また、希ガスフィルタ２３自体がある一定圧力以上で破れる構造とすることで、このラプチャディスク２８の機能を代替しても構わない。
【0061】
ここで、図１のフィルタベント装置１５において、各配管（ベント配管１３、出口配管２０、戻り配管２４）を通る物質を、（１）～（５）の各符号で示す。（１）はエアロゾル状放射性物質、（２）は放射性希ガス、（３）は水蒸気、（４）は水素、（５）は窒素やその他の気体、をそれぞれ示している。
ベント配管１３は、（１）～（５）が全て通過するが、スクラビング用プール水１８により（１）エアロゾル状放射性物質が除去され、（２）～（５）が出口配管２０を通過する。そして、希ガスフィルタ２３により分離されることにより、希ガスフィルタ２３を通過する（３）水蒸気および（４）水素は、排気塔２２に向かい、希ガスフィルタ２３を通過しない（２）放射性希ガスおよび（５）窒素やその他の気体は、戻り配管２４を通り原子炉格納容器１に戻る。
ベント配管１３は、（１）～（５）が全て通過するが、スクラビング用プール水１８により（１）エアロゾル状放射性物質が除去され、（２）～（５）が出口配管２０を通過する。そして、希ガスフィルタ２３により分離されることにより、希ガスフィルタ２３を通過する（３）水蒸気および（４）水素は、排気塔２２に向かい、希ガスフィルタ２３を通過しない（２）放射性希ガスおよび（５）窒素やその他の気体は、戻り配管２４を通り原子炉格納容器１に戻る。
【0062】
【0063】
図２は、希ガスフィルタ２３を備えた場合と備えなかった場合の、本発明のベント方法（一定圧力で開閉する間欠ベント）を行ったときにおける、プラントの圧力の挙動の評価例を示す図である。図２では、圧力の挙動を保守的に評価するために、前述したウェットウェル７の圧力抑制機能が喪失した場合を仮定して、評価している。また、図２中に、原子炉格納容器１を保護するための圧力上限を破線で示している。
なお、図２に示す評価では、従来の一般的なベント方法（一旦開動作するとそのまま開を維持する）の際に必要な膜面積の５倍の膜面積を持つ（単位時間当たりの希ガスの漏洩量は５倍となる）、と仮定して評価している。
なお、図２に示す評価では、従来の一般的なベント方法（一旦開動作するとそのまま開を維持する）の際に必要な膜面積の５倍の膜面積を持つ（単位時間当たりの希ガスの漏洩量は５倍となる）、と仮定して評価している。
【0064】
図２から分かる通り、適切に希ガスフィルタ２３の膜面積を設計することにより、希ガスフィルタ２３を備えた場合でも、適切にプラントを一定以下の圧力にコントロールして、格納容器が過圧されることを防止することができる。
なお、図２に示す圧力の変化において、圧力が減少するタイミングでのみ希ガスが漏洩する。
なお、図２に示す圧力の変化において、圧力が減少するタイミングでのみ希ガスが漏洩する。
【0065】
図３は、希ガスフィルタ２３を備えた場合と備えなかった場合のそれぞれの場合において、一般的なベント方法と本発明のベント方法によって外部へ漏洩する放射性希ガスの放出割合を比較した図である。
【0066】
図３に示すように、希ガスフィルタ２３を備えずに一般的なベント方法を取った場合、炉内に保持されていた希ガスは、ほぼ全量外部へ流出することとなる。
また、希ガスフィルタ２３を備えずに本発明のベント方法を取った場合、開閉することによって外部への希ガス漏洩が大幅に低減されると考えられるかもしれないが、希ガスは外部に放出するガスにおおよそ均一に分布しているため、プラントを減圧するために大量に水蒸気を含むガスを放出した場合、大半の希ガスもまた外部に放出されることとなる。そして、図３に示すように、特に一回目の開の間に半分以上放出されている。
次に、希ガスフィルタ２３を備えた場合で一般的なベント方法を取った場合、希ガスフィルタ２３によって希ガスの外部への流出が低減されていることが分かる。しかし、希ガスフィルタ２３によって流出を阻止した希ガスは、格納容器内に戻されるが、また再度ベントガスに混入されベント操作に伴い外部へ流出しようとする。そして、希ガスフィルタ２３も少ないとは言え、希ガスの透過量は0ではないため、希ガスが循環して希ガスフィルタ２３に何度も供給されることにより、図３に示すように、希ガスア徐々に漏洩する。
次に、希ガスフィルタ２３を備えた場合であり、かつ本発明のベント方法を取った場合、希ガスフィルタ２３に希ガスが流入するのは、ウェットウェル７側のベント動作弁１４ａが開いている時間のみに限定される。本発明のベント方法を取るために、膜面積は通常の５倍とすることを想定しているため、単位時間当たりの漏洩量は５倍になるが、希ガスフィルタ２３の通気時間が本発明のベント方法では少ないために、外部への希ガスの流出量は大きく低減されることとなる。また、希ガスフィルタ２３の通気時間が減少するため、高温の水蒸気が通気することによる希ガスフィルタ２３の劣化も低減することができる。
また、希ガスフィルタ２３を備えずに本発明のベント方法を取った場合、開閉することによって外部への希ガス漏洩が大幅に低減されると考えられるかもしれないが、希ガスは外部に放出するガスにおおよそ均一に分布しているため、プラントを減圧するために大量に水蒸気を含むガスを放出した場合、大半の希ガスもまた外部に放出されることとなる。そして、図３に示すように、特に一回目の開の間に半分以上放出されている。
次に、希ガスフィルタ２３を備えた場合で一般的なベント方法を取った場合、希ガスフィルタ２３によって希ガスの外部への流出が低減されていることが分かる。しかし、希ガスフィルタ２３によって流出を阻止した希ガスは、格納容器内に戻されるが、また再度ベントガスに混入されベント操作に伴い外部へ流出しようとする。そして、希ガスフィルタ２３も少ないとは言え、希ガスの透過量は0ではないため、希ガスが循環して希ガスフィルタ２３に何度も供給されることにより、図３に示すように、希ガスア徐々に漏洩する。
次に、希ガスフィルタ２３を備えた場合であり、かつ本発明のベント方法を取った場合、希ガスフィルタ２３に希ガスが流入するのは、ウェットウェル７側のベント動作弁１４ａが開いている時間のみに限定される。本発明のベント方法を取るために、膜面積は通常の５倍とすることを想定しているため、単位時間当たりの漏洩量は５倍になるが、希ガスフィルタ２３の通気時間が本発明のベント方法では少ないために、外部への希ガスの流出量は大きく低減されることとなる。また、希ガスフィルタ２３の通気時間が減少するため、高温の水蒸気が通気することによる希ガスフィルタ２３の劣化も低減することができる。
【0067】
本実施例では膜面積を通常の５倍とすることで評価したが、プラントや想定する事故シナリオによって、最適な膜面積は異なる。プラント設計段階において、膜面積は、被ばく量や通気時間の低減効果、また設置するための膜物量などを考慮して、最適な値に設定する。
【0068】
本実施例によれば、出口配管２０に希ガスフィルタ２３を設け、この希ガスフィルタ２３のフィルタ材である膜により、水蒸気および水素と、放射性希ガスおよび窒素とを分離するので、放射性希ガスの外部への漏洩量を低減することができる。
また、ウェットウェル７側のベント動作弁１４ａが、原子炉格納容器１の圧力に応じて、一定以上の圧力で開き、一定以下の圧力で閉じるようにして、格納容器ベントを間欠的に行う。これにより、従来の格納容器ベントを連続して行っていた場合と比較して、希ガスフィルタ２３のフィルタ膜の耐久性を向上することができる。
従って、原子炉圧力容器３から原子炉格納容器１内に放射性物質を含む気体が流出し、原子炉格納容器１が加圧される事態が万一発生した場合においても、原子炉格納容器１の加圧を防止すると共に、外部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、ウェットウェル７側のベント動作弁１４ａが、原子炉格納容器１の圧力に応じて、一定以上の圧力で開き、一定以下の圧力で閉じるようにして、格納容器ベントを間欠的に行う。これにより、従来の格納容器ベントを連続して行っていた場合と比較して、希ガスフィルタ２３のフィルタ膜の耐久性を向上することができる。
従って、原子炉圧力容器３から原子炉格納容器１内に放射性物質を含む気体が流出し、原子炉格納容器１が加圧される事態が万一発生した場合においても、原子炉格納容器１の加圧を防止すると共に、外部に放射性物質が漏洩することを防止することができる。
【0069】
また、本実施例によれば、従来から原子炉プラントに設置されている、原子炉格納容器１からの出口部にある、ウェットウェル７側のベント動作弁１４ａを利用して、格納容器ベントを間欠的に行うことができる。これにより、格納容器ベントを間欠的に行うための弁などを追加する必要がない。
【0070】
なお、実施例１では、ウェットウェル７側のベント動作弁１４ａにおいて格納容器ベントを間欠的に行っていたが、格納容器ベントを間欠的に行う弁を、ドライウェル５側のベント動作弁１４ｂや両方のベント動作弁１４ａ，１４ｂとしてもよい。
【0071】
（実施例２）
前述した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の格納容器ベント方法について、図４を参照して説明する。
図４は、実施例２の格納容器ベント方法を実施するための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概略構成を示す縦断面図である。図中一点鎖線の囲み内が、本発明に関わる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、フィルタベント装置１５や希ガスフィルタ２３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。
前述した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の格納容器ベント方法について、図４を参照して説明する。
図４は、実施例２の格納容器ベント方法を実施するための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概略構成を示す縦断面図である。図中一点鎖線の囲み内が、本発明に関わる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、フィルタベント装置１５や希ガスフィルタ２３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。
【0072】
本実施例では、一定以上の圧力となった場合はベント動作弁１４を開き、そのまま開いたままとする。
一般的なベント方法をする既存のベントシステムの場合は、このベント動作弁１４の機能は格納容器の隔離弁が担っており、隔離弁としての既存の機能はそのまま維持することで、既存の隔離弁への改造行為を行わず、既存のベントシステムへの改造を最小限にする。
一般的なベント方法をする既存のベントシステムの場合は、このベント動作弁１４の機能は格納容器の隔離弁が担っており、隔離弁としての既存の機能はそのまま維持することで、既存の隔離弁への改造行為を行わず、既存のベントシステムへの改造を最小限にする。
【0073】
本実施例では、実施例１で備えていた開閉機能は、希ガスフィルタ２３の前段に設けたベントガス開閉弁４１を備えて、このベントガス開閉弁４１を開閉することで、実施例１と同様の機能、効果を達成する。
即ち、本実施例では、圧力検知機構４０で検出した原子炉格納容器１の圧力が一定以上になるとベントガス開閉弁４１を開き、その後、原子炉格納容器１の圧力が一定以上になるとベントガス開閉弁４１を閉じる。以降は、原子炉格納容器１の圧力の増減に伴い、ベントガス開閉弁４１の開閉を繰り返す。
即ち、本実施例では、圧力検知機構４０で検出した原子炉格納容器１の圧力が一定以上になるとベントガス開閉弁４１を開き、その後、原子炉格納容器１の圧力が一定以上になるとベントガス開閉弁４１を閉じる。以降は、原子炉格納容器１の圧力の増減に伴い、ベントガス開閉弁４１の開閉を繰り返す。
【0074】
（実施例３）
前述した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の格納容器ベント方法について、図５を参照して説明する。
図５は、実施例３の格納容器ベント方法を実施するための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概略構成を示す縦断面図である。図中一点鎖線の囲み内が、本発明に関わる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１５や希ガスフィルタ２３の配置構成は実施例２と同様であり、ここでは実施例２との違いのみを説明する。
前述した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の格納容器ベント方法について、図５を参照して説明する。
図５は、実施例３の格納容器ベント方法を実施するための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概略構成を示す縦断面図である。図中一点鎖線の囲み内が、本発明に関わる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１５や希ガスフィルタ２３の配置構成は実施例２と同様であり、ここでは実施例２との違いのみを説明する。
【0075】
本実施例では、一定以上の圧力となった場合はベント動作弁１４を開き、そのまま開いたままとする。
一般的なベント方法をする既存のベントシステムの場合は、このベント動作弁１４の機能は格納容器の隔離弁が担っており、隔離弁としての既存の機能はそのまま維持することで、既存の隔離弁への改造行為を行わず、既存のベントシステムへの改造を最小限にする。
一般的なベント方法をする既存のベントシステムの場合は、このベント動作弁１４の機能は格納容器の隔離弁が担っており、隔離弁としての既存の機能はそのまま維持することで、既存の隔離弁への改造行為を行わず、既存のベントシステムへの改造を最小限にする。
【0076】
本実施例では、実施例２で備えていた開閉機能は、希ガスフィルタ２３の前段に設けたベントガス開閉弁によって動作させるが、この動作を、ばね圧によって受動的に開閉する受動的ベントガス開閉弁４２を備えることによって、実現する。
受動的ベントガス開閉弁４２では、一定以上の圧力が掛かることによって開閉弁が開き、一定以下の圧力となるとばね圧によって弁が閉まる。このことにより、本実施例では、圧力検知機構４０や弁を開閉する機構が不要となる。
受動的ベントガス開閉弁４２では、一定以上の圧力が掛かることによって開閉弁が開き、一定以下の圧力となるとばね圧によって弁が閉まる。このことにより、本実施例では、圧力検知機構４０や弁を開閉する機構が不要となる。
【0077】
（実施例４）
前述した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４の格納容器ベント方法について、図６を参照して説明する。
図６は、実施例４の格納容器ベント方法を実施するための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概略構成を示す縦断面図である。図中一点鎖線の囲み内が、本発明に関わる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、フィルタベント装置１５や希ガスフィルタ２３の配置構成は実施例２と同様であり、ここでは実施例２との違いのみを説明する。
前述した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４の格納容器ベント方法について、図６を参照して説明する。
図６は、実施例４の格納容器ベント方法を実施するための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概略構成を示す縦断面図である。図中一点鎖線の囲み内が、本発明に関わる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、フィルタベント装置１５や希ガスフィルタ２３の配置構成は実施例２と同様であり、ここでは実施例２との違いのみを説明する。
【0078】
本実施例では、一定以上の圧力となった場合は、ベント動作弁１４を開き、そのまま開いたままとする。
一般的なベント方法をする既存のベントシステムの場合、このベント動作弁１４の機能は格納容器の隔離弁が担っている。本実施例では、隔離弁としての既存の機能はそのまま維持することで、既存の隔離弁への改造行為を行わず、既存のベントシステムへの改造を最小限にする。
一般的なベント方法をする既存のベントシステムの場合、このベント動作弁１４の機能は格納容器の隔離弁が担っている。本実施例では、隔離弁としての既存の機能はそのまま維持することで、既存の隔離弁への改造行為を行わず、既存のベントシステムへの改造を最小限にする。
【0079】
本実施例は、実施例２で備えていた開閉機能を、ブロア２５の動作で仮想的に模擬する。
圧力検知機構４０で一定以上の圧力を検知した場合、ブロア２５を動作させることで、希ガスフィルタ２３への通気を継続させ、外部への水蒸気の放出を促進し、原子炉格納容器１の圧力を低下させる。
一方で、圧力が一定以下となった場合は、ブロア２５を停止させる。ブロア２５を停止させた場合、希ガスフィルタ２３を透過しない希ガスおよび窒素は、希ガスフィルタ２３部に滞留することになる。これにより、新たなベントガスが供給されなくなるため、外部へのベントが行われなくなる。
圧力検知機構４０で一定以上の圧力を検知した場合、ブロア２５を動作させることで、希ガスフィルタ２３への通気を継続させ、外部への水蒸気の放出を促進し、原子炉格納容器１の圧力を低下させる。
一方で、圧力が一定以下となった場合は、ブロア２５を停止させる。ブロア２５を停止させた場合、希ガスフィルタ２３を透過しない希ガスおよび窒素は、希ガスフィルタ２３部に滞留することになる。これにより、新たなベントガスが供給されなくなるため、外部へのベントが行われなくなる。
【0080】
上述したように、ブロア２５の動作によって、仮想的に弁の開閉を模擬することも可能である。
しかし、弁の動作と比較して、ブロア２５の動作によるベント動作の作動と停止は緩慢な動作となるため、時間余裕を持たせた動作が必要になり、外部への希ガスの漏洩量は多少増加する可能性がある。
しかし、弁の動作と比較して、ブロア２５の動作によるベント動作の作動と停止は緩慢な動作となるため、時間余裕を持たせた動作が必要になり、外部への希ガスの漏洩量は多少増加する可能性がある。
【0081】
（実施例５）
前述した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の格納容器ベント方法について、図７を参照して説明する。
図７は、実施例５の格納容器ベント方法を実施するための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概略構成を示す縦断面図である。図中一点鎖線の囲み内が、本発明に関わる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、フィルタベント装置１５の構成のみを実施例１から変更しており、その違いのみを説明する。
前述した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の格納容器ベント方法について、図７を参照して説明する。
図７は、実施例５の格納容器ベント方法を実施するための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概略構成を示す縦断面図である。図中一点鎖線の囲み内が、本発明に関わる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、フィルタベント装置１５の構成のみを実施例１から変更しており、その違いのみを説明する。
【0082】
フィルタベント装置は、一般に湿式と乾式のフィルタベント装置があり、実施例１のように容器内のスクラビング用プール水１８でエアロゾルを除去するものが、湿式のフィルタベント装置である。
【0083】
一方で、実施例５のフィルタベント装置１５は、図７に示すように、フィルタベント容器１６の中に放射性物質除去用の砂フィルタ３２を敷き詰め、その砂フィルタ３２により放射性物質を除去するフィルタベント装置１５である。これは、乾式のフィルタベント装置であり、湿式のフィルタベント装置と比較して、スクラビング用プール水１８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。
【0084】
この乾式のフィルタベント装置１５でも、放射性希ガスは除去できないため、本発明の希ガスフィルタ２３が必要であり、それらの構成は実施例１と同様である。
また、本発明の開閉ベント方法を実施するための構成を、実施例２～実施例４のような構成としても良い。
また、本発明の開閉ベント方法を実施するための構成を、実施例２～実施例４のような構成としても良い。
【0085】
（実施例６）
前述した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の格納容器ベント方法について、図８を参照して説明する。
図８は、実施例６の格納容器ベント方法を実施するための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概略構成を示す縦断面図である。図中一点鎖線の囲み内が、本発明に関わる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、フィルタベント装置１５の構成のみを実施例５から変更しており、その違いのみを説明する。
前述した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の格納容器ベント方法について、図８を参照して説明する。
図８は、実施例６の格納容器ベント方法を実施するための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概略構成を示す縦断面図である。図中一点鎖線の囲み内が、本発明に関わる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、フィルタベント装置１５の構成のみを実施例５から変更しており、その違いのみを説明する。
【0086】
乾式のフィルタベント装置には、実施例５の放射性物質除去用の砂フィルタ３２の代わりに、金属フィルタ１９と、よう素除去用のゼオライト３４を設置するタイプのものもある。
そこで、本実施の形態では、図８に示すように、フィルタベント装置１５内のベント配管１３と出口配管２０との間に、金属フィルタ１９およびゼオライト３４を設置している。ゼオライト３４は、金属フィルタ１９の下流側に設置している。また、金属フィルタ１９およびゼオライト３４の間に、オリフィス４３を設置している。
そこで、本実施の形態では、図８に示すように、フィルタベント装置１５内のベント配管１３と出口配管２０との間に、金属フィルタ１９およびゼオライト３４を設置している。ゼオライト３４は、金属フィルタ１９の下流側に設置している。また、金属フィルタ１９およびゼオライト３４の間に、オリフィス４３を設置している。
【0087】
ゼオライト３４では、特に、ゼオライト３４の構造内に配置されている銀イオンにより、有機ヨウ素を吸着する。ゼオライト３４は、湿分により能力が低下する可能性があるため、直前に配置したオリフィス４３により減圧することで、ベントガスを減圧し過熱蒸気として、ゼオライト３４が湿分により能力が低下することを防止する。
【0088】
このフィルタベント装置１５でも、放射性希ガスを除去するためには、本発明の希ガスフィルタ２３が必要であり、それらの構成は実施例１等と同様である。
【0089】
（実施例７）
前述した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７の格納容器ベント方法について、図９を参照して説明する。
図９は、実施例７の格納容器ベント方法を実施するための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概略構成を示す縦断面図である。図中一点鎖線の囲み内が、本発明に関わる原子炉格納容器ベントシステムである。
前述した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７の格納容器ベント方法について、図９を参照して説明する。
図９は、実施例７の格納容器ベント方法を実施するための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概略構成を示す縦断面図である。図中一点鎖線の囲み内が、本発明に関わる原子炉格納容器ベントシステムである。
【0090】
実施例７は、本発明に係る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。
【0091】
本実施例では、図９に示すように、原子炉格納容器１内に、加圧器３５、蒸気発生器３６、再循環ポンプ３７が配置され、加圧水型原子炉が構成されている。これら加圧器３５、蒸気発生器３６、再循環ポンプ３７は、原子炉圧力容器３と接続された配管に接続されている。
そして、原子炉圧力容器３からの水（一次系の水）を、加圧器３５で高圧に加圧して高温高圧の水として、蒸気発生器３６において、この高温高圧の水によって二次冷却水を加熱して、蒸気を発生させる。
蒸気発生器３６で発生した蒸気は、主蒸気管４を通って、原子炉格納容器１の外に送られる。
また、蒸気発生器３６で使用した高温高圧の水は、再循環ポンプ３７により原子炉圧力容器３に戻される。
なお、図９において、主蒸気管４から先の蒸気が通過する配管や、原子炉格納容器１の外から蒸気発生器３６に二次冷却水を供給する配管は、図示を省略している。
その他の構成に関しては、実施例１と同様である。
そして、原子炉圧力容器３からの水（一次系の水）を、加圧器３５で高圧に加圧して高温高圧の水として、蒸気発生器３６において、この高温高圧の水によって二次冷却水を加熱して、蒸気を発生させる。
蒸気発生器３６で発生した蒸気は、主蒸気管４を通って、原子炉格納容器１の外に送られる。
また、蒸気発生器３６で使用した高温高圧の水は、再循環ポンプ３７により原子炉圧力容器３に戻される。
なお、図９において、主蒸気管４から先の蒸気が通過する配管や、原子炉格納容器１の外から蒸気発生器３６に二次冷却水を供給する配管は、図示を省略している。
その他の構成に関しては、実施例１と同様である。
【0092】
本実施例の加圧水型原子炉は、図１等に示したドライウェル５とウェットウェル７を備えていないので、ベント動作弁１４は、原子炉格納容器1に対して１箇所のみに設けられている。
従って、本実施例では、この１箇所のベント動作弁１４を原子炉格納容器１の圧力の増減に対応して開閉することにより、本発明の格納容器ベント方法を実施する。
従って、本実施例では、この１箇所のベント動作弁１４を原子炉格納容器１の圧力の増減に対応して開閉することにより、本発明の格納容器ベント方法を実施する。
【0093】
なお、本発明の格納容器ベント方法を実施するための構成を、図９に示すベント動作弁１４から、実施例２～実施例４と同様の構成（ベントガス開閉弁、受動的ベントガス開閉弁、ブロア）に代えても構わない。
【0094】
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、本実施例において、放射性物質の除去は、主としてフィルタベント容器１６内のスクラビング用プール水１８で行われることになる。
従って、本実施例において、放射性物質の除去は、主としてフィルタベント容器１６内のスクラビング用プール水１８で行われることになる。
【0095】
また、ウェットウェルを備えない沸騰水型原子炉に、本発明に係る原子炉格納容器フィルタベントシステムを備えても良い。
【0096】
（変形例）
実施例１～実施例７は、本発明の原子炉格納容器ベント方法を、軽水炉（沸騰水型原子炉、加圧水型原子炉）に適用した例であったが、本発明の原子炉格納容器ベント方法を、重水炉や黒鉛炉、ガス炉に適用してもよい。
また、本発明の原子炉格納容器ベント方法を、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、他炉型に適用してもよい。
実施例１～実施例７は、本発明の原子炉格納容器ベント方法を、軽水炉（沸騰水型原子炉、加圧水型原子炉）に適用した例であったが、本発明の原子炉格納容器ベント方法を、重水炉や黒鉛炉、ガス炉に適用してもよい。
また、本発明の原子炉格納容器ベント方法を、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、他炉型に適用してもよい。
【0097】
なお、本発明は、上述した実施の形態および実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上述した各実施の形態および実施例は、本発明を分かり易く説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。
【符号の説明】
【0098】
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…ドライウェル、６…蒸気逃し安全弁、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…蒸気逃し安全弁排気管、１０…クエンチャ、１１…ベント管、１１a…ベント管排気部、１２…ダイヤフラムフロア、１３…ベント配管、１４…ベント動作弁、１４ａ…ウェットウェル側のベント動作弁、１４ｂ…ドライウェル側のベント動作弁、１５…フィルタベント装置、１６…フィルタベント容器、１７…フィルタベント入口配管、１８…スクラビング用プール水、１９…金属フィルタ、２０…出口配管、２１…遮蔽壁、２２…排気塔、２３…希ガスフィルタ、２４…戻り配管、２５…ブロア、２６…逆止弁、２７…バイパス管、２８…ラプチャディスク、２９…水素再結合器、３０…タービン、３１…動力伝達機構、３２…放射性物質除去用の砂フィルタ、３３…邪魔板、３４…ゼオライト、３５…加圧器、３６…蒸気発生器、３７…再循環ポンプ、３８…よう素フィルタ、４０…圧力検知機構、４１…ベントガス開閉弁、４２…受動的ベントガス開閉弁、４３…オリフィス
【図1】
【図2】
【図3】
【図4】
【図5】
【図6】
【図7】
【図8】
【図9】