特許 7261776 原子炉格納容器ベントシステム

(19)【発行国】日本国特許庁(JP)

(12)【公報種別】特許公報(B2)

(11)【特許番号】

(24)【登録日】2023-04-12

(45)【発行日】2023-04-20

(54)【発明の名称】原子炉格納容器ベントシステム

(51)【国際特許分類】

   G21C 9/004 20060101AFI20230413BHJP

   G21F 9/02 20060101ALI20230413BHJP

【ＦＩ】

G21C9/004

G21F9/02 551E

【請求項の数】 13

(21)【出願番号】P 2020157838

(22)【出願日】2020-09-18

(65)【公開番号】P2022051390

(43)【公開日】2022-03-31

【審査請求日】2022-07-14

(73)【特許権者】

【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】110001829

【氏名又は名称】弁理士法人開知

(72)【発明者】

【氏名】吉田 慎太郎

(72)【発明者】

【氏名】木藤 和明

【審査官】松平 佳巳

(56)【参考文献】

【文献】特開昭５６－１３８２９６（ＪＰ，Ａ）

【文献】特開２０１８－０７２０６８（ＪＰ，Ａ）

【文献】特開２０１９－１２４６１１（ＪＰ，Ａ）

【文献】特開２０１８－１１９８２１（ＪＰ，Ａ）

【文献】米国特許出願公開第２０１９／０３７１４８１（ＵＳ，Ａ１）

(58)【調査した分野】(Int.Cl.，ＤＢ名)

Ｇ２１Ｃ ９／００４

Ｇ２１Ｆ ９／０２

(57)【特許請求の範囲】

【請求項1】

原子炉圧力容器を配置するドライウェルが形成された原子炉格納容器から気体を排出する原子炉格納容器ベントシステムであって、
前記ドライウェルとは区画されるように前記原子炉格納容器に形成され、プール水を貯留したサプレッションプール及び前記サプレッションプールの上方に形成された気相部を内部に有するウェットウェルと、
一方が前記ドライウェルに開口すると共に他方が前記サプレッションプール内に開口するベント管と、
前記ウェットウェルの前記気相部から前記原子炉格納容器外の外部環境までの流路を形成するベントラインと、
前記ベントライン上に設置され、同一の条件下において希ガスの透過する体積流量が水蒸気及び水素ガスの場合と比べて少なくなる特性を有する希ガスフィルタと、
前記ベントライン上における前記希ガスフィルタよりも上流側の部分と前記ウェットウェルの前記気相部とに接続された流路を形成する戻りラインとを備え、
前記ウェットウェルの前記気相部は、上下方向に延びる仕切壁によって第１空間部と第２空間部とに分離され、
前記ベント管は、前記サプレッションプール内における前記第１空間部の下方の領域で開口し、
前記ベントラインは、前記ウェットウェルの前記第１空間部に接続され、
前記戻りラインは、前記ウェットウェルの前記第２空間部に接続される
ことを特徴とする原子炉格納容器ベントシステム。

【請求項2】

請求項１に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記第１空間部と前記第２空間部は、径方向に分離されており、
前記第１空間部は、前記第２空間部よりも径方向内側に位置する
ことを特徴とする原子炉格納容器ベントシステム。

【請求項3】

請求項２に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記ベント管は、
前記ウェットウェルの径方向内側の位置で上下方向に延在する管本体部と、
前記管本体部から分岐して径方向外側に延在し、前記サプレッションプール内における前記第１空間部の下方の領域で開口する排気管部とを有する
ことを特徴とする原子炉格納容器ベントシステム。

【請求項4】

請求項１に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記第１空間部と前記第２空間部は、径方向に分離されており、
前記第１空間部は、前記第２空間部よりも径方向外側に位置する
ことを特徴とする原子炉格納容器ベントシステム。

【請求項5】

請求項４に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記ベント管は、
前記ウェットウェルの径方向内側の位置で上下方向に延在する管本体部と、
前記管本体部から分岐し、前記サプレッションプール内における前記第２空間部の下方の領域を通過して前記第１空間部の下方の領域まで延在して開口する排気管部とを有する
ことを特徴とする原子炉格納容器ベントシステム。

【請求項6】

請求項４に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記ベント管は、
前記ウェットウェルの径方向外側の位置で上下方向に延在する管本体部と、
前記管本体部から分岐して径方向内側に延在し、前記サプレッションプール内における前記第１空間部の下方の領域で開口する排気管部とを有する
ことを特徴とする原子炉格納容器ベントシステム。

【請求項7】

請求項１に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記ベントライン上における前記希ガスフィルタよりも上流側に設置され、前記ベントラインを流れる気体を冷却する冷却器を更に備える
ことを特徴とする原子炉格納容器ベントシステム。

【請求項8】

請求項１に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記ベントライン上における前記希ガスフィルタの上流側に設置され、前記希ガスフィルタを透過できなかった気体を保持可能な容器を更に備える
ことを特徴とする原子炉格納容器ベントシステム。

【請求項9】

請求項１に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記希ガスフィルタは、希ガスの透過する体積流量が水蒸気及び水素ガスの透過する体積流量と比べて１０分の１以下となるように構成されたものである
ことを特徴とする原子炉格納容器ベントシステム。

【請求項10】

請求項９に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記希ガスフィルタは、セラミック膜及び高分子膜のいずれか１つによって形成されている
ことを特徴とする原子炉格納容器ベントシステム。

【請求項11】

請求項１０に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記希ガスフィルタは、窒化ケイ素を主成分としたセラミック膜によって形成されている
ことを特徴とする原子炉格納容器ベントシステム。

【請求項12】

請求項１０に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記希ガスフィルタは、炭素を主成分としたセラミック膜によって形成されている
ことを特徴とする原子炉格納容器ベントシステム。

【請求項13】

請求項１０に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記希ガスフィルタは、ポリイミドを主成分とした高分子膜によって形成されている
ことを特徴とする原子炉格納容器ベントシステム。

【発明の詳細な説明】

【技術分野】

【0001】

本発明は、原子炉格納容器ベントシステムに係り、更に詳しくは、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）で用いる原子炉格納容器ベントシステムに関する。

【背景技術】

【0002】

原子力プラントでは、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、過酷事故という）が発生しても、十分な注水且つ原子炉格納容器の冷却を行うことで事故が収束するように設計されている。しかし、過酷事故時の原子炉格納容器の冷却が不十分な状況に陥った場合、水蒸気及び水素ガスの生成が継続されるので、原子炉格納容器内の圧力が上昇する。当該圧力が過度に上昇してしまった場合には、原子炉格納容器の損傷を防止するため、原子炉格納容器内の気体を大気中（外部環境）に放出して原子炉格納容器内を減圧する。この減圧のための操作をベント操作という。

【0003】

沸騰水型原子炉におけるベント操作では、先ず、原子炉格納容器のドライウェル内の気体（ベントガス）がウェットウェルのサプレッションプールのプール水中に放出され、ベントガス中に含まれている放射性物質の一部がプール水のスクラビング効果によって除去される。さらに、当該プール水によるスクラビングでは除去できなかった放射性物質をベントガスから取り除いた上で、ベントガスを大気中に放出する。このベント操作において、ベントガスから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知られている（例えば、特許文献１を参照）。

【0004】

特許文献１に記載された原子炉格納容器ベントシステムは、電源が喪失されるような事態になっても原子炉格納容器内で発生する蒸気を大気へ継続的に放出することを可能とすることを目的としたものである。具体的には、原子炉格納容器内から排出されるベントガスのうち蒸気及び水素ガスを通し放射性希ガスを通さない希ガスフィルタをベントラインの最下流部に設けると共に、希ガスフィルタの直上流部と原子炉格納容器のドライウェルとを中間容器を介して戻り配管によって接続している。さらに、希ガスフィルタの直上流部に滞留した所定の圧力以上の放射性希ガスを逃し弁によって中間容器に流れ込むようにしている。

【先行技術文献】

【特許文献】

【0005】

【文献】特開２０１９－１２４６１１号公報

【発明の概要】

【発明が解決しようとする課題】

【0006】

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、希ガスフィルタによって、放射性希ガスを捕集しつつ、水蒸気及び水素ガスを継続的に大気へ放出する。希ガスフィルタを透過できずに当該フィルタの直上流部に滞留した放射性希ガスを含む気体は、逃し弁の設定圧に達すると電源などの外部動力がなくとも中間容器へ移動し、戻り配管を介して原子炉格納容器のドライウェル内に戻される。ドライウェル内に戻された放射性希ガスは、ベント管を通じてウェットウェルのプール水へ再び放出される。このように、特許文献１に記載の技術では、ベントガス中に含まれる放射性希ガスを原子炉格納容器のドライウェルから原子炉格納容器ベントシステムを介して再びドライウェルに戻るように循環させることで、放射性希ガスの外部環境への放出を防いでいる。

【0007】

ところで、原子炉格納容器から格納容器外（原子炉建屋）への気体の漏洩箇所として、ドライウェルを区画する原子炉格納容器の構造物に設けられたシール部やウェットウェルを区画する構造物に設けられたシール部が想定される。例えば、原子炉格納容器のドライウェルヘッドを締結するためのドライウェル主フランジや各種ハッチ、エアロックなどのシール部が挙げられる。ただし、ドライウェル側に設けたシール部（例えば、ドライウェル主フランジのシール部）からの気体の漏洩量の方がウェットウェル側に設けたシール部からの気体の漏洩量よりも多い傾向にある。

【0008】

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、上述したように、希ガスフィルタにより捕集した放射性希ガスを原子炉格納容器のドライウェル内に戻すので、放射性希ガスが当該ベントシステムを循環してドライウェル内に何度も戻ってくる。したがって、ドライウェル主フランジのシール部などドライウェル側に設けたシール部からの放射性希ガスの漏洩の機会が高まってしまう。このため、放射性希ガスの原子炉格納容器外（原子炉建屋）への漏洩による汚染や被曝の更なる抑制が望まれている。

【0009】

本発明は、上記の問題点を解消するためになされたものであり、その目的は、外部電源の喪失の事態においても原子炉格納容器内の水蒸気及び水素ガスを外部環境へ継続的に放出可能であると共に、放射性希ガスの外部環境への漏洩を低減することができる原子炉格納容器ベントシステムを提供することである。

【課題を解決するための手段】

【0010】

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ば、原子炉圧力容器を配置するドライウェルが形成された原子炉格納容器から気体を排出する原子炉格納容器ベントシステムであって、前記ドライウェルとは区画されるように前記原子炉格納容器に形成され、プール水を貯留したサプレッションプール及び前記サプレッションプールの上方に形成された気相部を内部に有するウェットウェルと、一方が前記ドライウェルに開口すると共に他方が前記サプレッションプール内に開口するベント管と、前記ウェットウェルの前記気相部から前記原子炉格納容器外の外部環境までの流路を形成するベントラインと、前記ベントライン上に設置され、同一の条件下において希ガスの透過する体積流量が水蒸気及び水素ガスの場合と比べて少なくなる特性を有する希ガスフィルタと、前記ベントライン上における前記希ガスフィルタよりも上流側の部分と前記ウェットウェルの前記気相部とに接続された流路を形成する戻りラインとを備え、前記ウェットウェルの前記気相部は、上下方向に延びる仕切壁によって第１空間部と第２空間部とに分離され、前記ベント管は、前記サプレッションプール内における前記第１空間部の下方の領域で開口し、前記ベントラインは、前記ウェットウェルの前記第１空間部に接続され、前記戻りラインは、前記ウェットウェルの前記第２空間部に接続されることを特徴とする。

【発明の効果】

【0011】

本発明によれば、ベントライン上に希ガスフィルタを設置することで、原子炉格納容器から排出する気体（ベントガス）のうち、水蒸気及び水素ガスを外部環境へ放出することができると共に、放射性希ガスのベントラインを介した外部環境への放出を極力抑制することができる。さらに、ウェットウェルの気相部のうち、ドライウェル内の気体が流入する第１空間部とは分離された第２空間部に戻りラインを接続することで、希ガスフィルタで捕集した放射性希ガスを外部電源の供給なしにウェットウェル内の閉鎖的な第２空間部に閉じ込めることができる。したがって、外部電源の喪失の事態においても原子炉格納容器内の水蒸気及び水素ガスを外部環境へ継続的に放出可能であると共に、放射性希ガスの外部環境への漏洩を低減することができる。
上記した以外の課題、構成及び効果は、以下の実施形態の説明により明らかにされる。

【図面の簡単な説明】

【0012】

【図1】本発明の第１の実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成及び当該システムを用いる原子炉格納容器の構成を模式的に示した図である。

【図2】本発明の第１の実施の形態の変形例に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成及び当該システムを用いる原子炉格納容器の構成を模式的に示した図である。

【図3】図２に示す本発明の第１の実施の形態の変形例に係る原子炉格納容器ベントシステムの一部を構成する冷却器の構造を模式的に示した図である。

【図4】本発明の第２の実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成及び当該システムを用いる原子炉格納容器の構成を模式的に示した図である。

【図5】本発明の第３の実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成及び当該システムを用いる原子炉格納容器の構成を模式的に示した図である。

【発明を実施するための形態】

【0013】

以下、本発明の原子炉格納容器ベントシステムの実施の形態について図面を用いて説明する。なお、各図面において、共通する構成要素には同一の符号を付し、重複した説明を省略する。

【0014】

［第１の実施の形態］
まず、本発明の第１の実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステムを用いる原子炉格納容器の構造について図１を用いて説明する。図１は本発明の第１の実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成及び当該システムを用いる原子炉格納容器の構成を模式的に示した図である。

【0015】

図１において、原子力プラントでは、原子炉建屋（図示せず）内に原子炉格納容器１が設置されている。原子炉格納容器１内には、炉心２を内包する原子炉圧力容器３が格納されている。原子炉圧力容器３には、原子炉圧力容器３内で発生した水蒸気（以下、蒸気という）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。

【0016】

原子炉格納容器１は、原子炉圧力容器３から放射性物質が漏洩する事態が万が一発生した場合でも、その内部に放射性物質を閉じ込めて周辺環境への影響を最小限に留めるためのものである。原子炉格納容器１は、上方に開口部１１ａが形成された格納容器本体１１と、格納容器本体１１の開口部１１ａを閉塞する上蓋としてのドライウェルヘッド１２とを備えている。ドライウェルヘッド１２は、ドライウェル主フランジ１３を介して格納容器本体１１に着脱可能に結合されている。ドライウェル主フランジ１３には、原子炉格納容器１内の気体の原子炉建屋への漏洩を封止するシール部が設けられている。

【0017】

原子炉格納容器１の内部は、ペデスタル５及びダイヤフラムフロア６によって、ドライウェル１５とウェットウェル２１とに区画されている。ペデスタル５は、格納容器本体１１の底部１１ｂから立ち上がる筒状の構造物であり、原子炉圧力容器３を支持している。ダイヤフラムフロア６は、ペデスタル５の上端部から径方向外側に延在して格納容器本体１１の周壁１１ｃに接続された環状の構造物である。ドライウェル１５は、ペデスタル５により囲まれた内側の空間部分とダイヤフラムフロア６の上部の空間部分とを含み、原子炉圧力容器３を配置する領域であると共に各種配管が通る領域である。ウェットウェル２１は、ペデスタル５の外周側かつダイヤフラムフロア６の下側に形成され、原子炉圧力容器３の外周側に位置する環状の部分である。ウェットウェル２１は、冷却用のプール水を貯留したサプレッションプール２２（液相部）とサプレッションプール２２の上方に形成された気相部２３を内部に有している。

【0018】

ドライウェル１５とウェットウェル２１は、ベント管２７を介して相互に連通している。ベント管２７は、一方がドライウェル１５に開口すると共に、他方がサプレッションプール２２内に開口している。ベント管２７は、冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）等の発生によりドライウェル１５内に放出された蒸気を含む気体をサプレッションプール２２へ導くものである。

【0019】

原子炉格納容器１には、原子炉圧力容器３または主蒸気管４内の圧力が異常に上昇した場合に当該圧力を減少させる減圧機構を備えている。減圧機構は、主蒸気管４に設けられた主蒸気逃し安全弁８と、一方が主蒸気逃し安全弁８に接続され他方がサプレッションプール２２内（プール水の水面下）に位置する主蒸気逃し安全弁排気管９と、主蒸気逃し安全弁排気管９の他方側端部に設けられたクエンチャ１０とを有している。主蒸気逃し安全弁８は、開弁動作により、主蒸気管４から蒸気の一部を逃がすものである。主蒸気逃し安全弁排気管９は、主蒸気管４内を流れる蒸気を主蒸気逃し安全弁８を介してサプレッションプール２２中に導くものである。クエンチャ１０は、主蒸気逃し安全弁排気管９内を流れる蒸気をサプレッションプール２２中に拡散させるものである。

【0020】

ところで、主蒸気管４などの配管類の一部が損傷することで原子炉格納容器１のドライウェル１５内に蒸気や水素ガスなどの気体が流出する配管破断事故が発生した場合、ドライウェル１５内の圧力が配管の破断口から流出した気体によって上昇する。ドライウェル１５内に流出した蒸気を含む気体は、ドライウェル１５とウェットウェル２１の圧力差によって、ベント管２７を通ってウェットウェル２１内のサプレッションプール２２中に導かれる。サプレッションプール２２のプール水によって蒸気が凝縮するので、その分、原子炉格納容器１の圧力上昇が抑制される。

【0021】

また、原子炉圧力容器３や主蒸気管４の圧力が異常に上昇した場合には、主蒸気逃し安全弁８を開弁させることで、主蒸気管４内を流れる蒸気の一部を主蒸気逃し安全弁排気管９を介してクエンチャ１０からサプレッションプール２２中に放出する。これにより、主蒸気管４からサプレッションプール２２中へ放出された蒸気の大半が凝縮されるので、その分、原子炉圧力容器３や主蒸気管４が減圧される。したがって、原子炉圧力容器３やそれに接続された主蒸気管などの配管類や機器の損傷を防止することができる。

【0022】

このように、配管破断事故（例えば、ＬＯＣＡ）や原子炉圧力容器３の圧力の異常上昇が発生した場合には、サプレッションプール２２によって蒸気を凝縮させる。さらに、残留熱除去系（図示せず）によってサプレッションプール２２を冷却することで、原子炉格納容器１内の圧力及び温度の上昇を防止する。つまり、通常は、主蒸気管４などからドライウェル１５への蒸気の流出事故を収束させることができる。

【0023】

しかしながら、非常に低い可能性ではあるが、残留熱除去系の機能が喪失した事態を想定した場合には、サプレッションプール２２のプール水の温度が上昇してしまう。このプール水の温度上昇に伴って、原子炉格納容器１内の蒸気の分圧がプール水の温度の飽和蒸気圧まで上昇する。すなわち、原子炉格納容器１内の圧力が上昇する。このような原子炉格納容器１の圧力上昇が生じた場合には、スプレイ冷却系（図示せず）によって原子炉格納容器１内に冷却水を散布する。これにより、原子炉格納容器１内の圧力上昇を抑えることができる。なお、スプレイ冷却系は、消防ポンプなどを接続して外部から作動させることで、冷却水の散布を行うことも可能である。

【0024】

さらに非常に低い可能性ではあるが、スプレイ冷却系も作動しない事態を想定する必要がある。また、スプレイによる注水によりプール水位が真空破壊弁の高さまで上昇した場合、注水を停止させなければならない。これらの場合、原子炉格納容器１内の圧力上昇が継続する。このような原子炉格納容器１の圧力上昇が続く場合には、原子炉格納容器１内の気体を外部環境へ放出して原子炉格納容器１を減圧させることが必要となる。この原子炉格納容器１の減圧のための操作をベント操作と呼ぶ。原子力プラントでは、原子炉格納容器１から気体（以下、ベントガスという）を排出して原子炉格納容器１を減圧する原子炉格納容器ベントシステム２０を備えている。原子炉格納容器１内の気体は、蒸気及び水素ガス以外に、各種の放射性物質を含んでいる。そこで、原子炉格納容器ベントシステム２０は、ベントガスに対して放射性物質を取り除いた上で外部環境へ放出するように構成されている。

【0025】

以下に、本実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成について図１を用いて説明する。図１中、破線で囲まれている部分が原子炉格納容器ベントシステムを示している。

【0026】

沸騰水型原子炉におけるベント操作では、原子炉格納容器１内のベントガスをウェットウェル２１のサプレッションプール２２を介して気相部２３内に流入させてから外部環境へ放出する。原子炉格納容器１内のベントガスは、ベント管２７や主蒸気安全弁逃し弁排気管９を介してサプレッションプール２２中へ放出されることで、ドライウェル１５の気相部２３に流入する。このとき、ベントガス中に含まれている放射性物質の大半がサプレッションプール２２のプール水のスクラビング効果により除去される。しかし、プール水のスクラビングでは除去しきれなかった放射性物質がベントガスと共にドライウェル１５の気相部２３に残留する。

【0027】

本実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステム２０（以下、ベントシステムという）は、原子炉格納容器１内のウェットウェル２１、ウェットウェル２１をドライウェル１５に連通させるベント管２７、ウェットウェル２１の気相部から原子炉格納容器１外の外部環境までの流路を形成するベントライン３１、ベントライン３１上に設けられた第１捕集装置３２及び第２捕集装置３３を備えている。ベントライン３１は、ウェットウェル２１の気相部内に流入したベントガスを外部環境へ導く流路である。第１捕集装置３２及び第２捕集装置３３はそれぞれ、ベントガス中に含まれている各種の放射性物質を捕集するものである。

【0028】

ウェットウェル２１は、気相部２３が上下方向に延びる仕切壁２６によって第１空間部２４と第２空間部２５とに径方向に分離されている。第１空間部２４は、例えば、第２空間部２５よりも径方向内側に位置している。すなわち、第２空間部２５は、第１空間部２４よりも原子炉建屋（図示せず）に近い位置に形成されている。仕切壁２６は、例えば、ダイヤフラムフロア６からサプレッションプール２２中における格納容器本体１１の底部１１ｂに到達しない位置まで垂下した筒状の構造物である。サプレッションプール２２における第１空間部２４の下方の領域（サプレッションプール２２の径方向内側の領域）には、クエンチャ１０が配置されている。

【0029】

ベント管２７は、ウェットウェル２１の径方向内側に位置するペデスタル５内に埋設された上下方向に延在する管本体部２８と、管本体部２８から分岐して径方向外側に延在し、サプレッションプール２２における気相部２３の第１空間部２４の下方の領域で開口する複数の排気管部２９とを有している。管本体部２８及びウェットウェル２１の第１空間部２４がウェットウェル２１の径方向内側に位置しているので、排気管部２９は第２空間部２５の下方の領域を通過させる必要がなく、排気管部２９の長さを短く設定することが可能である。このため、排気管部２９の強度に問題が生じることはない。

【0030】

第１空間部２４は、ドライウェル１５からベント管２７の排気管部２９を介してサプレッションプール２２へ放出された気体が導入される領域（空間）、且つ、主蒸気逃し安全弁排気管９からクエンチャ１０を介してサプレッションプール２２へ放出された気体が導入される領域（空間）となるように構成されている。一方、第２空間部２５は、仕切壁２６によってベントガスが流入する第１空間部２４とは完全に分離された閉鎖的な空間となるように構成されている。

【0031】

ベントライン３１は、ウェットウェル２１の気相部２３の第１空間部２４と第１捕集装置３２とを接続する第１ベント管路４１と、第１捕集装置３２と第２捕集装置３３とを接続する第２ベント管路４２と、第２捕集装置３３と排気塔３４とを接続する第３ベント管路４３とを含んでいる。第１ベント管路４１の一方側端部（上流側端部）４１ａは、仕切壁２６を貫通してウェットウェル２１の第１空間部２４に開口している。第１ベント管路４１上には、ベント操作時に開弁させる隔離弁４５が設置されている。隔離弁４５は、バッテリや圧力源の高圧気体により開弁操作が可能であり、外部電源が不要なものである。

【0032】

第１捕集装置３２は、エアロゾル状の放射性物質、及び、放射性ヨウ素を含むガス状の放射性物質を捕集するためのものである。具体的には、第１捕集装置３２は、スクラビング水５２を貯留したフィルタベント容器５１と、第２ベント管路４２上に上流側から順に設置された金属フィルタ５３及びヨウ素フィルタ５４とを備えている。フィルタベント容器５１内のスクラビング水５２は、エアロゾル状の放射性物質を捕集するものである。金属フィルタ５３は、フィルタベント容器５１内におけるスクラビング水５２の上部に形成された気相部内に配置されており、第２ベント管路４２の上流側端部に接続されている。金属フィルタ５３は、スクラビング水５２では捕集しきれなかったエアロゾル状の放射性物質を捕集するものである。ヨウ素フィルタ５４は、フィルタベント容器５１の外部に配置されており、フィルタでの化学反応や吸着作用によってガス状の放射性物質を捕集するものである。フィルタベント容器５１、金属フィルタ５３、ヨウ素フィルタ５４は、遮蔽壁５５によって覆われている。遮蔽壁５５は、スクラビング水５２、金属フィルタ５３、ヨウ素フィルタ５４に蓄積した放射性物質による放射線の周辺環境への影響を軽減するためのものである。第１ベント管路４１の他方側端部（下流側端部）４１ｂは、遮蔽壁５５を貫通してフィルタベント容器５１内のスクラビング水５２中に開口している。第２ベント管路４２は、遮蔽壁５５を貫通して遮蔽壁５５外へ延びている。

【0033】

第２捕集装置３３は、放射性希ガスを捕集するように構成されたものである。具体的には、第２捕集装置３３は、蒸気及び水素ガスを透過させる一方、希ガスが透過しにくい特性を有する希ガスフィルタ５７と、希ガスフィルタ５７を透過できなかった気体を保持する中間容器５８とを有している。中間容器５８には第２ベント管路４２の後流側端部が接続されており、希ガスフィルタ５７には第３ベント管路４３の上流側端部が接続されている。すなわち、中間容器５８は、ベントライン３１上における希ガスフィルタ５７の直上流側に位置するものである。

【0034】

希ガスフィルタ５７は、出口側を大気開放として入り口側に一定の圧力をかけた時に、希ガスの透過量（体積流量）が蒸気及び水素の透過量（体積流量）と比べて１／１０以下となるフィルタと定義する。希ガスフィルタ５７として、例えば、分子径が放射性希ガスよりも相対的に小さな蒸気及び水素ガスを選択的に透過させる膜が用いられている。蒸気や水素ガスの分子径は、０．３ｎｍ以下である一方、放射性希ガス（クリプトンやキセノンなど）の分子径は蒸気や水素ガスの分子径よりもかなり大きいものである。

【0035】

以上の条件に適した膜やその他のフィルタ材として、ポリイミドを主成分とした高分子膜、窒化ケイ素や炭素を主成分としたセラミック膜などがある。これらの膜は、一般的に、水素の精製に用いるフィルタとして知られているものである。高分子膜を用いた膜は、希ガスを空気から分離する性能が比較的高いと共に、気体中に含まれる蒸気の透過性能が高いという特徴がある。セラミック膜を用いた膜は、高い強度と高い耐熱性を有しているという特徴がある。なお、希ガスフィルタ５７のフィルタ材は、希ガスであるクリプトンやキセノンを透過させず、水素や水（蒸気）の分子が透過する膜であるならば、どのような膜であってもよい。

【0036】

また、沸騰水型原子炉の場合、原子炉格納容器１内のドライウェル１５やウェットウェル２１中の気体は窒素ガスに置換されている。そのため、希ガスフィルタ５７を用いて放射性希ガスを捕集する場合、希ガスフィルタ５７は、分子径がクリプトンやキセノンに近い窒素ガスを透過させない可能性がある。しかし、原子炉格納容器１内の圧力上昇は継続的に生成される蒸気や水素ガスに起因するので、希ガスフィルタ５７が窒素ガスを透過させなくとも、原子炉格納容器１内を減圧する観点からは問題ではない。

【0037】

ベントシステム２０は、更に、ベントライン３１における希ガスフィルタ５７よりも上流側の部分とウェットウェル２１の第２空間部２５とに接続された流路を形成する戻りライン６０を備えている。戻りライン６０は、希ガスフィルタ５７を透過できなかった気体を第２空間部２５へ導くものである。

【0038】

具体的には、戻りライン６０は、一方側端部（上流側端部）６１ａが中間容器５８（ベントライン３１上における希ガスフィルタ５７の直上流側の部分）に接続されていると共に、他方側端部（下流側端部）６１ｂがウェットウェル２１の第２空間部２５に開口している戻り管路６１を有している。戻り管路６１上には、上流側から順に、送出ポンプ６２及び逆止弁６３が設置されている。送出ポンプ６２は、中間容器５８内に滞留している気体をウェットウェル２１の第２空間部２５へ送出するものであり、例えば、外部電源により駆動されるものである。逆止弁６３は、中間容器５８から第２空間部２５への気体の流れを許容する一方、第２空間部２５から中間容器５８への気体の流れを阻止するものである。

【0039】

戻りライン６０は、更に、戻り管路６１上の送出ポンプ６２を迂回するバイパス管路６５を有している。バイパス管路６５は、戻り管路６１における送出ポンプ６２の上流側の部分と下流側の部分とに接続されている。バイパス管路６５上には、逃がし弁６６が設置されている。逃がし弁６６は、一次側の流体圧力が第１設定圧Ｐ１を上回ると開弁する一方、第２設定圧Ｐ２（ただし、Ｐ２＜Ｐ１）を下回ると閉弁するものであり、例えば、ダイアフラム方式の弁で構成されている。

【0040】

次に、本発明の第１の実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステムの作用及び効果について図１を用いて説明する。図１中、白抜き矢印はベントガスの流れの方向を、丸囲みの数字はベントガスを構成する気体のおおよその種類を示している。

【0041】

前述したように、炉心２が溶融するような過酷事故において、原子炉格納容器１の冷却を十分に行うことができなかった場合を想定する。この場合、蒸気及び水素ガスの生成が継続するので、原子炉格納容器１内の圧力が異常に上昇する。

【0042】

ここで、ベント操作として隔離弁４５を開弁操作する。これにより、原子炉格納容器１のドライウェル１５内に充満している高温高圧の蒸気及び水素ガスを含む気体は、ベント管２７を介してサプレッションプール２２に放出され、ウェットウェル２１の第１空間部２４へ導入される。このとき、気体中に含まれている放射性物質の大半がサプレッションプール２２のプール水のスクラビング効果により除去される。しかし、プール水のスクラビングでは除去しきれなかった放射性物質がウェットウェル２１の第１空間部２４に凝縮しきれなかった蒸気及び水素ガスと共に流入している。

【0043】

ウェットウェル２１の第１空間部２４内の気体は、ベントガスとして、第１ベント管路４１及び隔離弁４５を介してフィルタベント容器５１内のスクラビング水５２中に放出される。第１ベント管路４１を流通するベントガスは、蒸気、水素ガス、窒素ガスを主成分とするが、サプレッションプール２２によるスクラビングでは除去できなかったエアロゾル状の放射性物質、及び、放射性ヨウ素や放射性希ガスなどのガス性の放射性物質を含んでいる。スクラビング水５２中に放出されたベントガスは、スクラビング水５２によってスクラビングされることで、エアロゾル状の放射性物質の大部分が主に除去される。

【0044】

フィルタベント容器５１内のスクラビング水５２を通過したベントガスは、その後、金属フィルタ５３及びヨウ素フィルタ５４を順に通過する。金属フィルタ５３では、スクラビング水５２では除去できなかったエアロゾル状の放射性物質が捕集される。ヨウ素フィルタ５４では、放射性ヨウ素を含むガス状の放射性物質が捕集される。したがって、ヨウ素フィルタ５４を通過したベントガスは、エアロゾル状の放射性物質及び放射性ヨウ素を含むガス状の放射性物質が除去されているが、反応性に乏しい放射性希ガスを含んでいる。

【0045】

それから、ベントガスは、第２ベント管路４２及び中間容器５８を介して希ガスフィルタ５７に導入される。希ガスフィルタ５７では、第１捕集装置３２によって除去できなかった放射性希ガスの大部分が透過できずに捕集される一方、原子炉格納容器１の圧力上昇の原因である蒸気及び水素ガスが透過する。このため、蒸気及び水素ガスがベントガスとして第３ベント管路４３を介して排気塔３４から外部環境へ放出される。これにより、放射性希ガスの外部環境への放出を極力抑制しつつ、原子炉格納容器１内の圧力を下げることができる。

【0046】

希ガスフィルタ５７では、放射性希ガスの他に、分子径が放射性希ガスに近い窒素ガスも十分に透過できない場合がある。希ガスフィルタ５７を透過できなかった気体は、中間容器５８内に滞留する。中間容器５８内の放射性希ガスを含む気体は、送出ポンプ６２よって戻り管路６１を介してウェットウェル２１の第２空間部２５へ強制的に送出される。これにより、中間容器５８内の気体の滞留による希ガスフィルタ５７の蒸気及び水素ガスの透過性能の低下を防ぐことができる。

【0047】

万が一、送出ポンプ６２が作動しない場合には、希ガスフィルタ５７を透過できなかった気体が中間容器５８内に滞留することで、中間容器５８内の圧力が徐々に上昇する。中間容器５８内の圧力が上昇しすぎると、希ガスフィルタ５７の蒸気及び水素ガスの透過流量が低下してしまう恐れがある。

【0048】

それに対して、本実施の形態においては、戻り管路６１の他方側端部（下流側端部）６１ｂがウェットウェル２１における第１空間部２４とは隔てられた第２空間部２５に開口している。ドライウェル１５内の高温高圧の気体がウェットウェル２１の第１空間部２４のみに集中して流入するので、ウェットウェル２１のサプレッションプール２２における第１空間部２４の領域のプール水の水面の方が第２空間部２５の領域のプール水の水面よりも下方に位置するようになっている。すなわち、第２空間部２５は第１空間部２４よりも水頭差分だけ低圧である。中間容器５８内の圧力が逃がし弁６６の第１設定圧Ｐ１を超えると、バイパス管路６５上の逃がし弁６６が開弁する。このとき、中間容器５８内の圧力とウェットウェル２１の第２空間部２５内の圧力との差圧によって、中間容器５８内に滞留していた放射性希ガスを含む気体が、外部電源を使用することなく、バイパス管路６５及び戻り管路６１を介してウェットウェル２１の第２空間部２５へ流入する。これより、希ガスフィルタ５７の直上流に位置する中間容器５８内の放射性希ガス及び窒素ガスの分圧が所定値を超えないようにすることができ、希ガスフィルタ５７の蒸気及び水素ガスの透過性能を維持することができる。

【0049】

このように、本実施の形態においては、外部電源により駆動する送出ポンプ６２が作動しない場合でも、希ガスフィルタ５７が放射性希ガスを透過させずに蒸気及び水素ガスを透過させる性能を継続して維持することができる。つまり、過酷事故時に、原子炉格納容器１内の圧力上昇の原因となる蒸気及び水素を継続的に外部に放出することができ、原子炉格納容器１を継続的に減圧することができる。

【0050】

ところで、作業員の被ばくや環境汚染の観点から、放射性希ガスの原子炉建屋（原子炉格納容器１の外部）への漏洩を極力抑制することが望まれている。原子炉格納容器１から原子炉建屋への気体の漏洩部分の多くは、ドライウェル１５に設けられた各種のシール部である。例えば、ドライウェルヘッド１２を格納容器本体１１に結合するドライウェル主フランジ１３のシール部がある。

【0051】

従来の原子炉格納容器ベントシステム（前述の特許文献１を参照）のように戻りラインがドライウェルに接続されている場合には、希ガスフィルタに捕集された放射性希ガスはドライウェル内に戻される。したがって、ドライウェル内に戻された放射性希ガスがドライウェル主フランジのシール部などのドライウェルに設けたシール部を介して原子炉格納容器外へ少なからず漏洩する可能性がある。

【0052】

それに対して、本実施の形態においては、戻りライン６０がウェットウェル２１の第２空間部２５に開口している。このため、希ガスフィルタ５７で捕集された放射性希ガスがウェットウェル２１の第２空間部２５内に戻される。したがって、ウェットウェル２１を区画する構造物は、ドライウェル１５を区画する構造物よりも、原子炉格納容器１から原子炉建屋への気体の漏洩部分が少ないので、放射性希ガスの原子炉建屋への漏洩を従来技術よりも低減することができる。

【0053】

また、従来の原子炉格納容器ベントシステム（前述の特許文献１を参照）のように、ウェットウェルの気相部が分離されておらず、戻りラインがドライウェルに接続されている場合には、希ガスフィルタにより捕集された放射性希ガスがドライウェル内に戻されて再びベント管を介してウェットウェルに流入する。ウェットウェルの気相部に流入した放射性希ガスは当該ベントシステムのベントラインを介して再び希ガスフィルタに導入される。希ガスフィルタは放射性希ガスが完全に透過不能ではないので、極微量の放射性希ガスが希ガスフィルタを介して外部環境へ放出されてしまう。すなわち、放射性希ガスがベントシステムを循環する毎に、放射性希ガスの外部環境へ漏洩の機会が生じる。

【0054】

それに対して、本実施の形態においては、ウェットウェル２１の気相部２３を、ベントライン３１が接続される第１空間部２４と戻りライン６０が接続される第２空間部２５とに分離している。すなわち、ウェットウェル２１の気相部２３を、ドライウェル１５内の高圧の気体を導入してベントライン３１に流出させるための空間としての第１空間部２４と、希ガスフィルタ５７で捕集した放射性希ガスを閉じ込めるための空間としてのウェットウェル２１の第２空間部２５とに分離している。したがって、希ガスフィルタ５７により捕集した放射性希ガスを、ベントシステム２０を循環させずに、閉鎖的な空間の第２空間部２５に閉じ込めることができる。したがって、希ガスフィルタ５７により捕集された放射性希ガスがベントシステム２０を循環して再び希ガスフィルタ５７に導入されることがないので、従来のベントシステムとは異なり、放射性希ガスが希ガスフィルタ５７を透過して外部環境へ放出される機会を極力なくすことができ、安全性が向上する。

【0055】

また、本実施の形態においては、ベントライン３１上の複数の放射性物質捕集手段のうち、希ガスフィルタ５７をフィルタベント容器５１、金属フィルタ５３、ヨウ素フィルタ５４よりも最下流の位置に配置している。これにより、希ガスフィルタ５７にエアロゾル状の放射性物質や放射性ヨウ素が付着することを防止することができる。したがって、エアロゾル状の放射性物質や放射性ヨウ素の付着による希ガスフィルタ５７の蒸気及び水素ガスの透過性能の低下を防止することができる。

【0056】

また、本実施の形態においては、希ガスフィルタ５７を最下流に配置することで、希ガスフィルタ５７に流入する気体の温度が低下している。したがって、希ガスフィルタ５７が高温の気体に曝されず、希ガスフィルタ５７の高温による劣化を防止することができる。このため、ベントシステム２０の信頼性を向上させることができる。なお、希ガスフィルタ５７をベントライン３１上のどの位置に配置しても、放射性希ガスを捕集することは可能である。しかし、上述したように、ベントライン３１上の他の捕集手段よりも最下流に希ガスフィルタ５７を配置することが最良である。

【0057】

上述したように、本発明の第１の実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステム２０は、原子炉圧力容器３を配置するドライウェル１５が形成された原子炉格納容器１から気体を排出するものであって、ドライウェル１５とは区画されるように原子炉格納容器１に形成され、プール水を貯留したサプレッションプール２２及びサプレッションプール２２の上方に形成された気相部２３を内部に有するウェットウェル２１と、一方がドライウェル１５に開口すると共に他方がサプレッションプール２２内に開口するベント管２７と、ウェットウェル２１の気相部２３から原子炉格納容器１外の外部環境までの流路を形成するベントライン３１と、ベントライン３１上に設置され同一の条件下において希ガスの透過する体積流量が水蒸気及び水素ガスの場合と比べて少なくなる特性を有する希ガスフィルタ５７と、ベントライン３１上における希ガスフィルタ５７よりも上流側の部分とウェットウェル２１の気相部２３とに接続された流路を形成する戻りライン６０とを備えている。ウェットウェル２１の気相部２３は上下方向に延びる仕切壁２６によって第１空間部２４と第２空間部２５とに分離され、ベント管２７はサプレッションプール２２内における第１空間部２４の下方の領域で開口している。ベントライン３１はウェットウェル２１の第１空間部２４に接続され、戻りライン６０はウェットウェル２１の第２空間部２５に接続されている。

【0058】

この構成によれば、ベントライン３１上に希ガスフィルタ５７を設置することで、原子炉格納容器１から排出する気体（ベントガス）のうち、水蒸気及び水素ガスを外部環境へ放出することができると共に、放射性希ガスのベントライン３１を介した外部環境への排出を極力抑制することができる。さらに、ウェットウェル２１の気相部２３のうち、ドライウェル１５内の気体が流入する第１空間部２４とは分離された第２空間部２５に戻りライン６０を接続することで、希ガスフィルタ５７で捕集した放射性希ガスを外部電源の供給なしにウェットウェル２１内の閉鎖的な第２空間部２５に閉じ込めることができる。したがって、外部電源の喪失の事態においても、原子炉格納容器１内の蒸気及び水素ガスを外部環境へ継続的に放出可能であると共に、放射性希ガスの外部環境への漏洩を低減することができる。

【0059】

また、本実施の形態においては、ウェットウェル２１の気相部２３の第１空間部２４と第２空間部２５は径方向に分離されており、第１空間部２４が第２空間部２５よりも径方向内側に位置している。この構成によれば、既設の原子炉格納容器のウェットウェルに対して仕切壁２６を新たに設置することで、本実施の形態に係るベントシステム２０を既設の原子炉格納容器に対して容易に適用することができる。

【0060】

また、本実施の形態においては、ベント管２７が、ウェットウェル２１の径方向内側の位置で上下方向に延在する管本体部２８と、管本体部２８から分岐して径方向外側に延在し、サプレッションプール２２内における第１空間部２４の下方の領域で開口する排気管部２９とを有している。この構成によれば、本実施の形態に係るベントシステム２０を既設の原子炉格納容器に適用する場合において、既設の原子炉格納容器で用いられているベント管をそのまま利用することができる。

【0061】

また、本実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステム２０は、ベントライン３１上における希ガスフィルタ５７の上流側に設置され、希ガスフィルタ５７を透過できなかった気体を保持可能な中間容器（容器）５８を更に備えている。この構成によれば、管路と比べて容積が大きな中間容器５８内に希ガスフィルタ５７により捕集された気体が一時的に滞留するので、希ガスフィルタ５７の上流側の圧力が滞留した気体よって直ちに上昇することがなく、希ガスフィルタ５７の蒸気及び水素ガスの透過性能の低下を防ぐことできる。

【0062】

また、本実施の形態においては、希ガスフィルタ５７が希ガスの透過する体積流量が水蒸気及び水素ガスの透過する体積流量と比べて１０分の１以下となるように構成されている。この構成によれば、希ガスフィルタ５７は、既存の膜を利用することで実現可能である。

【0063】

また、本実施の形態においては、希ガスフィルタ５７を、セラミック膜及び高分子膜のいずれか１つによって形成している。この構成によれば、希ガスフィルタ５７として、一般的に入手可能な膜を用いることができる。

【0064】

また、本実施の形態においては、希ガスフィルタ５７が窒化ケイ素を主成分としたセラミック膜によって形成されている。この構成よれば、希ガスフィルタ５７が高い強度と高い耐熱性の特性を備えている。

【0065】

また、本実施の形態においては、希ガスフィルタ５７が炭素を主成分としたセラミック膜によって形成されている。この構成よれば、希ガスフィルタ５７が高い強度と高い耐熱性の特性を備えている。

【0066】

また、本実施の形態においては、希ガスフィルタ５７がポリイミドを主成分とした高分子膜によって形成されている。この構成よれば、希ガスフィルタ５７は、希ガスの高い分離性能と水蒸気の高い透過性能の両立が可能である。

【0067】

［第１の実施の形態の変形例］
次に、本発明の第１の実施の形態の変形例に係る原子炉格納容器ベントシステムについて図２及び図３を用いて説明する。図２は本発明の第１の実施の形態の変形例に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成及び当該システムを用いる原子炉格納容器の構成を模式的に示した図である。図３は図２に示す本発明の第１の実施の形態の変形例に係る原子炉格納容器ベントシステムの一部を構成する冷却器の構造を模式的に示した図である。

【0068】

図２に示す本発明の第１の実施の形態の変形例に係る原子炉格納容器ベントシステム２０Ａが第１の実施の形態と相違する点は、ベントライン３１上における第２捕集装置３３（希ガスフィルタ５７）の上流側に冷却器３５を追加したことである。第１の実施の形態の変形例のそれ以外の構成は、第１の実施の形態の構成と同様なものである。

【0069】

第１の実施の形態に係るベントシステム２０（図１参照）では、希ガスフィルタ５７の種類によっては、中間容器５８に流入するベントガスの温度が耐熱性条件を超えるので、フィルタ寿命が低下するものがある。そこで、本変形例においては、第２ベント管路４２上におけるヨウ素フィルタ５４と中間容器５８との間であって遮蔽壁５５の外側の位置に冷却器３５を設置している。ヨウ素フィルタ５４を通過したベントガスを冷却器３５によって冷却することで、ベントガス中の蒸気が凝縮するので、中間容器５８に流入するベントガスの温度を希ガスフィルタ５７の耐熱性条件を満たすように低下させることができる。

【0070】

冷却器３５は、例えば、空気又は水の自然対流を用いてベントガスを冷却するものであり、交流電源などの外部動力がなくても作動する受動部品である。具体的には、冷却器３５は、図３に示すように、上下方向に延在する第２ベント管路４２の一部分４２ａと、第２ベント管路４２の当該一部分４２ａの外周側を間隔をあけて囲う筒状のカバー５９とで構成されている。第２ベント管路４２の当該一部分４２ａとカバー５９との間に空気が流通可能な環状の冷却流路Ｐが形成されている。なお、第２ベント管路４２及び冷却器３５は、フィルタベント容器５１よりも高い位置に配置されるものとする。

【0071】

次に、本変形例に係るベントシステムにおける冷却器の作用及び効果を図２及び図３を用いて説明する。図２中、白抜き矢印はベントガスの流れの方向を、丸囲みの数字はベントガスを構成する気体のおおよその種類を示している。図３中、太矢印はベントガスの流れの方向を、白抜き矢印は冷却空気の流れの方向を示している。

【0072】

図２に示すように、ヨウ素フィルタ５４を通過した高温の蒸気を含むベントガスは、第２ベント管路４２中を流れる。このとき、図３に示すように、第２ベント管路４２の一部分４２ａとカバー５９との間隙である冷却流路Ｐには、ベントガスよりも低温の外気Ｃが流入する。冷却流路Ｐ内の外気Ｃは、第２ベント管路４２中を流れるベントガスの熱により暖められるので、当該外気Ｃには煙突効果により上昇気流が生じる。そのため、この冷却流路Ｐには、カバー５９の下方から新たに外気Ｃが取り込まれる。なお、カバー５９の長さをより長く設定することで、より大きな煙突効果を得ることができる。

【0073】

冷却流路Ｐを流れる上昇気流の外気Cによって、第２ベント管路４２の当該一部分４２ａを流れる蒸気を含むベントガスが冷却される。このとき、ベントガスの温度が蒸気の露点以下にまで降下すると、ベントガス中に含まれている蒸気が凝縮する。蒸気の凝縮により生じた凝縮水Ｗは、自重によって第２ベント管路４２の上流側（下方側）に流下し、図２に示すフィルタベント容器５１内に戻され、最終的にスクラビング水５２として貯留される。

【0074】

このように、本変形例においては、冷却器３５によりベントガス中の蒸気が凝縮するので、冷却器３５を通過したベントガスは、主に、水素ガスや窒素ガス、放射性希ガスなどの非凝縮性ガスで占められている。したがって、非凝縮性ガスがベントガスとして中間容器５８に流入する。

【0075】

また、本変形例においては、冷却器３５を用いたベントガスの冷却により生じた凝縮水を自重によってフィルタベント容器５１まで流下させてスクラビング水５２として貯留している。このため、フィルタベント容器５１内のスクラビング水５２の減少を抑える効果を期待することができる。

【0076】

上述したように、本発明の第１の実施の形態の変形例に係る原子炉格納容器ベントシステム２０Ａによれば、第１の実施の形態と同様に、ベントライン３１上の希ガスフィルタ５７によって、原子炉格納容器１から排出する気体（ベントガス）のうち、水蒸気及び水素ガスを外部環境へ放出することができると共に、放射性希ガスのベントライン３１を介した外部環境への放出を極力抑制することができる。さらに、ウェットウェル２１の気相部２３のうち、ドライウェル１５内の気体が流入する第１空間部２４とは分離された第２空間部２５に戻りライン６０を接続することで、希ガスフィルタ５７で捕集した放射性希ガスを外部電源の供給なしにウェットウェル２１の閉鎖的な第２空間部２５に閉じ込めることができる。したがって、外部電源の喪失の事態でも、原子炉格納容器１内の蒸気及び水素ガスを外部環境へ継続的に放出可能であると共に、放射性希ガスの外部環境への漏洩を低減することができる。

【0077】

また、本変形例に係る原子炉格納容器ベントシステム２０Ａは、ベントライン３１上における希ガスフィルタ５７よりも上流側に設置されベントライン３１を流れる気体を冷却する冷却器３５を更に備えている。この構成よれば、希ガスフィルタ５７に導入される気体（ベントガス）を冷却器３５によって冷却するので、高温のベントガスによる希ガスフィルタ５７の透過性能の劣化を防止することができる。

【0078】

［第２の実施の形態］
次に、本発明の第２の実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成について図４を用いて説明する。図４は本発明の第２の実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成及び当該システムを用いる原子炉格納容器の構成を模式的に示した図である。図４中、白抜き矢印はベントガスの流れの方向を、丸囲みの数字はベントガスを構成する気体のおおよその種類を示している。

【0079】

図４に示す本発明の第２の実施の形態に係るベントシステム２０Ｂが第１の実施の形態と相違する点は、ウェットウェル２１Ｂの気相部２３の第１空間部２４Ｂと第２空間部２５Ｂの径方向位置が逆転していること、及び、ベント管２７Ｂの排気管部２９Ｂが異なることである。第２の実施の形態のそれ以外の構成は、第１の実施の形態の構成と同様なものである。

【0080】

具体的には、ベントライン３１が接続されるウェットウェル２１Ｂの第１空間部２４Ｂは、戻りライン６０が接続される第２空間部２５Ｂよりも径方向外側に位置している。すなわち、第２空間部２５Ｂは、第１空間部２４Ｂよりも原子炉建屋から遠い位置に形成されている。戻りライン６０の戻り管路６１の下流側端部６１ｂが仕切壁２６を貫通して第２空間部２５Ｂに開口している。ベント管２７Ｂは、ウェットウェル２１Ｂの径方向内側に位置するペデスタル５に埋設され、上下方向に延在する管本体部２８と、管本体部２８から分岐し、サプレッションプール２２における第２空間部２５Ｂの下方の領域を通過して第１空間部２４Ｂの下方の領域まで延在して開口する排気管部２９Ｂとを有している。サプレッションプール２２における第１空間部２４Ｂの下方の領域（サプレッションプール２２の径方向外側の領域）には、クエンチャ１０が配置されている。第１空間部２４Ｂは、ドライウェル１５からベント管２７Ｂの排気管部２９Ｂを介してサプレッションプール２２へ放出された高圧の気体が導入されると共に主蒸気逃し安全弁排気管９からクエンチャ１０を介してサプレッションプール２２へ放出された高圧の気体が導入される領域となるように構成されている。一方、第２空間部２５Ｂは、仕切壁２６によって第１空間部２４Ｂとは完全に分離された閉鎖的な空間となるように構成されている。

【0081】

第１の実施の形態に係るベントシステム２０（図１参照）においては、ベントライン３１が接続されるウェットウェル２１の第１空間部２４が戻りライン６０が接続される第２空間部２５よりも径方向内側に位置している。すなわち、第２空間部２５は、第１空間部２４よりも原子炉建屋に近い位置に形成されている。希ガスフィルタ５７で捕集された放射性希ガスを含む気体は、戻りライン６０を介してウェットウェル２１の第２空間部２５に戻される。しかし、ウェットウェル２１の径方向外側に位置する第２空間部２５に閉じ込められた放射性希ガスは、ウェットウェル２１を区画する外周側の構造物（周壁１１ｃ）に設けたシール部を介して原子炉建屋側へ漏洩する虞がある。

【0082】

それに対して、本実施の形態においては、第２空間部２５Ｂが第１空間部２４Ｂよりも原子炉建屋から遠い位置の径方向内側に形成されている。したがって、希ガスフィルタ５７に捕集されてウェットウェル２１Ｂの第２空間部２５Ｂに戻された放射性希ガスは、ウェットウェル２１Ｂの外周側に位置する原子炉建屋側へ漏洩することはない。

【0083】

上述した本発明の第２の実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステム２０Ｂによれば、第１の実施の形態と同様に、ベントライン３１上の希ガスフィルタ５７によって、原子炉格納容器１から排出する気体（ベントガス）のうち、水蒸気及び水素ガスを外部環境へ放出することができると共に、放射性希ガスのベントライン３１を介した外部環境への排出を極力抑制することができる。さらに、ウェットウェル２１Ｂの気相部２３のうち、ドライウェル１５内の気体が流入する第１空間部２４Ｂとは分離された第２空間部２５Ｂに戻りライン６０を接続することで、希ガスフィルタ５７で捕集した放射性希ガスを外部電源の供給なしにウェットウェル２１Ｂの閉鎖的な第２空間部２５Ｂに閉じ込めることができる。したがって、外部電源の喪失の事態でも、原子炉格納容器１内の蒸気及び水素ガスを外部環境へ継続的に放出可能であると共に、放射性希ガスの外部環境への漏洩を低減することができる。

【0084】

また、本実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステム２０Ｂにおいては、ウェットウェル２１Ｂの第１空間部２４Ｂと第２空間部２５Ｂは径方向に分離されており、第１空間部２４Ｂが第２空間部２５Ｂよりも径方向外側に位置している。この構成によれば、希ガスフィルタ５７に捕集されてウェットウェル２１Ｂの第２空間部２５Ｂに戻された放射性希ガスが、ウェットウェル２１Ｂを区画する構造物に設けたシール部を介して原子炉格納容器１の外部へ漏洩することがない。

【0085】

また、本実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステム２０Ｂにおいては、ベント管２７Ｂが、ウェットウェル２１Ｂの径方向内側の位置で上下方向に延在する管本体部２８と、管本体部２８から分岐し、サプレッションプール２２内における第２空間部２５Ｂの下方の領域を通過して第１空間部２４Ｂの下方の領域まで延在して開口する排気管部２９Ｂとを有している。

【0086】

この構成によれば、既設の原子炉格納容器で用いられているベント管のうち、排気管部を改修することで、既設の原子力プラントに対して本実施の形態を適用することが可能である。このため、既設の原子炉格納容器の改修が容易である。

【0087】

［第３の実施の形態］
次に、本発明の第３の実施の形態に係る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は本発明の第３の実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成及び当該システムを用いる原子炉格納容器の構成を模式的に示した図である。図５中、白抜き矢印はベントガスの流れの方向を、丸囲みの数字はベントガスを構成する気体のおおよその種類を示している。

【0088】

図５に示す本発明の第３の実施の形態に係るベントシステム２０Ｃが第１の実施の形態と相違する点は、ウェットウェル２１Ｃの気相部２３の第１空間部２４Ｃと第２空間部２５Ｃの径方向位置が逆転していること、及び、ベント管２７Ｃの配置が異なることである。第３の実施の形態のそれ以外の構成は、第１の実施の形態の構成と同様なものである。

【0089】

具体的には、ベントライン３１が接続されるウェットウェル２１Ｃの第１空間部２４Ｃは、戻りライン６０が接続される第２空間部２５Ｃよりも径方向外側に位置している。すなわち、第２空間部２５Ｃは、第１空間部２４Ｃよりも原子炉建屋から遠い位置に形成されている。戻りライン６０の戻り管路６１の下流側端部６１ｂが仕切壁２６を貫通して第２空間部２５Ｃに開口している。ベント管２７Ｃは、ウェットウェル２１Ｃの径方向外側に位置する原子炉格納容器１の周壁１１ｃに埋設され、上下方向に延在する管本体部２８Ｃと、管本体部２８Ｃから分岐して径方向内側に延在し、サプレッションプール２２における第１空間部２４Ｃの下方の領域で開口する排気管部２９Ｃとを有している。サプレッションプール２２における第１空間部２４Ｃの下方の領域（サプレッションプール２２の径方向外側の領域）には、クエンチャ１０が配置されている。第１空間部２４Ｃは、ドライウェル１５からベント管２７Ｃの排気管部２９Ｃを介してサプレッションプール２２へ放出された高圧の気体が導入されると共に主蒸気逃し安全弁排気管９からクエンチャ１０を介してサプレッションプール２２へ放出された気体が導入される気相部２３の領域となるように構成されている。一方、第２空間部２５Ｃは、仕切壁２６によって第１空間部２４Ｃとは完全に分離された閉鎖的な空間となるように構成されている。

【0090】

本実施の形態においては、第２空間部２５Ｃが第１空間部２４Ｃよりも原子炉建屋から遠い位置の径方向内側に形成されている。したがって、希ガスフィルタ５７に捕集されてウェットウェル２１Ｃの第２空間部２５Ｃに戻された放射性希ガスは、ウェットウェル２１Ｃの外周側に位置する原子炉建屋側へ漏洩することはない。

【0091】

上述した本発明の第３の実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステム２０Ｃによれば、第１の実施の形態と同様に、ベントライン３１上の希ガスフィルタ５７によって、原子炉格納容器１から排出する気体（ベントガス）のうち、水蒸気及び水素ガスを外部環境へ放出することができると共に、放射性希ガスのベントライン３１を介した外部環境への排出を極力抑制することができる。さらに、ウェットウェル２１Ｃの気相部２３のうち、ドライウェル１５内の気体が流入する第１空間部２４Ｃとは分離された第２空間部２５Ｃに戻りライン６０を接続することで、希ガスフィルタ５７で捕集した放射性希ガスを外部電源の供給なしにウェットウェル２１Ｃの閉鎖的な第２空間部２５Ｃに閉じ込めることができる。したがって、外部電源の喪失の事態でも、原子炉格納容器１内の蒸気及び水素ガスを外部環境へ継続的に放出可能であると共に、放射性希ガスの外部環境への漏洩を低減することができる。

【0092】

また、本実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステム２０Ｃにおいては、
ウェットウェル２１Ｃの第１空間部２４Ｃと第２空間部２５Ｃは径方向に分離されており、第１空間部２４Ｃが第２空間部２５Ｃよりも径方向外側に位置している。この構成によれば、希ガスフィルタ５７に捕集されてウェットウェル２１Ｃの第２空間部２５Ｃに戻された放射性希ガスが、ウェットウェル２１Ｃを区画する構造物に設けたシール部を介して原子炉格納容器１の外部へ漏洩することがない。

【0093】

また、本実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステム２０Ｃにおいては、ベント管２７Ｃが、ウェットウェル２１Ｃの径方向外側の位置で上下方向に延在する管本体部２８Ｃと、管本体部２８Ｃから分岐して径方向内側に延在し、サプレッションプール２２内における第１空間部２４Ｃの下方の領域で開口する排気管部２９Ｃとを有している。この構成によれば、ベント管２７Ｃの排気管部２９Ｃの長さを特段長くすることなく、サプレッションプール２２における第１空間部２４Ｃの下方の領域で排気管部２９Ｃを開口させることができる。したがって、排気管部２９Ｃの長さに起因した強度上の問題が生じることはない。

【0094】

［その他の実施の形態］
なお、本発明は上述した第１～第３の実施の形態及びその変形例に限られるものではなく、様々な変形例が含まれる。上記した実施形態は本発明をわ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。例えば、ある実施形態の構成の一部を他の実施の形態の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施形態の構成に他の実施の形態の構成を加えることも可能である。また、各実施形態の構成の一部について、他の構成の追加、削除、置換をすることも可能である。

【0095】

例えば、上述した本発明の原子炉格納容器ベントシステムの第１～第３の実施の形態及びその変形例においては、改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）に適用した例を示した。しかし、サプレッションプール２２及び気相部２３を含むウェットウェル２１、２１Ｂ、２１Ｃを備えた沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）に対して、本発明の原子炉格納容器ベントシステムを適用することが可能である。例えば、本実施の形態及びその変形例においては、原子炉格納容器１をペデスタル５及びダイヤフラムフロア６によってドライウェル１５とウェットウェル２１、２１Ｂ、２１Ｃとに区画した構成の例を示した。しかし、ペデスタル５及びダイヤフラムフロア６とは異なる構造によってドライウェルとウェットウェルとを区画する構成も可能である。

【0096】

また、上述した本発明の原子炉格納容器ベントシステムの第１～第３の実施の形態及びその変形例においては、仕切壁２６をダイヤフラムフロア６からサプレッションプール２２中における格納容器本体１１の底部１１ｂに到達しない位置まで垂下した筒状の構造物とした例を示した。しかし、仕切壁は、ダイヤフラムフロア６から格納容器本体１１の底部１１ｂまで延在する筒状の構造物であって、サプレッションプール２２のプール水が通過可能な貫通孔を有する構成も可能である。

【0097】

また、上述した本発明の第１の実施の形態の変形例に係る原子炉格納容器ベントシステムの一部を構成する冷却器３５を第２～第３の実施の形態に係る原子炉格納容器ベントシステムに対しても適用することが可能である。

【0098】

また、上述した本発明の原子炉格納容器ベントシステムの第１の実施の形態の変形例においては、第２ベント管路４２の冷却に外気の自然対流を用いる構成の例を示した。しかし、第２ベント管路４２の冷却には、冷却水の自然対流を用いる構成も可能である。この場合、冷却水を収容する容器を冷却器３５よりも高い位置に設置し、容器と冷却器との水頭差を利用して第２ベント管路４２の一部分４２ａと流路カバー５９との間に形成された冷却流路Ｐ内に冷却水を流入させることで、第２ベント管路４２を流れるベントガスを冷却することができる。

【符号の説明】

【0099】

１…原子炉格納容器、 ３…原子炉圧力容器、 １５…ドライウェル、 ２０、２０Ａ、２０Ｂ、２０Ｃ…原子炉格納容器ベントシステム、 ２１、２１Ｂ、２１Ｃ…ウェットウェル、 ２２…サプレッションプール、 ２３…気相部、 ２４、２４Ｂ、２４Ｃ…第１空間部、 ２５、２５Ｂ、２５Ｃ…第２空間部、 ２６…仕切壁、 ２７、２７Ｂ、２７Ｃ…ベント管、 ２８、２８Ｃ…管本体部、 ２９、２９Ｂ、２９Ｃ…排気管部、 ３１…ベントライン、 ３５…冷却器、 ５７…希ガスフィルタ、 ５８…中間容器（容器）、 ６０…戻りライン

【図1】

【図2】

【図3】

【図4】

【図5】