特許 7482019 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】2024-05-01

(45)【発行日】2024-05-13

(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 20060101AFI20240502BHJP

   G21F 9/02 20060101ALI20240502BHJP

   G21D 1/00 20060101ALI20240502BHJP

   G21D 3/04 20060101ALI20240502BHJP

   B01D 53/22 20060101ALI20240502BHJP

   B01D 71/02 20060101ALI20240502BHJP

   B01D 71/06 20060101ALI20240502BHJP

   B01D 71/68 20060101ALI20240502BHJP

   B01D 71/64 20060101ALI20240502BHJP

   B01D 71/44 20060101ALI20240502BHJP

   B01D 69/02 20060101ALI20240502BHJP

【ＦＩ】

G21C9/004

G21F9/02 551A

G21D1/00 Y

G21D3/04 P

B01D53/22

B01D71/02 500

B01D71/06

B01D71/68

B01D71/64

B01D71/44

B01D69/02

【請求項の数】 13

(21)【出願番号】P 2020215311

(22)【出願日】2020-12-24

(65)【公開番号】P2022100993

(43)【公開日】2022-07-06

【審査請求日】2023-06-01

(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】110000350

【氏名又は名称】ポレール弁理士法人

(72)【発明者】

【氏名】横井 公洋

(72)【発明者】

【氏名】松崎 隆久

(72)【発明者】

【氏名】田村 明紀

(72)【発明者】

【氏名】浜田 克紀

【審査官】後藤 慎平

(56)【参考文献】

【文献】特開２０１８－１５１３５５（ＪＰ，Ａ）

【文献】米国特許出願公開第２０１８／０２６１３４０（ＵＳ，Ａ１）

(58)【調査した分野】(Int.Cl.，ＤＢ名)

Ｇ２１Ｃ ９／００－９／０６

Ｇ２１Ｃ １５／００－１５／２８

Ｇ２１Ｆ ９／０２

Ｇ２１Ｄ １／００

Ｇ２１Ｄ ３／０４

Ｂ０１Ｄ ５３／２２

Ｂ０１Ｄ ７１／０２

Ｂ０１Ｄ ７１／０６

Ｂ０１Ｄ ７１／６８

Ｂ０１Ｄ ７１／６４

Ｂ０１Ｄ ７１／４４

Ｂ０１Ｄ ６９／０２

(57)【特許請求の範囲】

【請求項1】

原子炉格納容器内の気体の一部を外部に排出し、前記原子炉格納容器内を減圧する原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記原子炉格納容器内に連結された配管で構成されるベントラインと、
前記ベントラインに配設され、放射性希ガスを透過せず、水蒸気を透過する膜フィルタと、を備え、
前記ベントラインは、前記膜フィルタの上流側の配管と前記原子炉格納容器内とを連結する戻りラインと、
前記戻りラインに配設され、前記放射性希ガスを前記原子炉格納容器内に戻す動力機構と、を有し、
前記動力機構は、前記ベントライン内の流動ガスを駆動源とし、
前記流動ガスは、前記膜フィルタに対してベントラインの上流側を流れるガス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2】

原子炉格納容器内の気体の一部を外部に排出し、前記原子炉格納容器内を減圧する原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記原子炉格納容器内に連結された配管で構成されるベントラインと、
前記ベントラインに配設され、放射性希ガスを透過せず、水蒸気を透過する膜フィルタと、を備え、
前記ベントラインは、前記膜フィルタの上流側の配管と前記原子炉格納容器内とを連結する戻りラインと、
前記戻りラインに配設され、前記放射性希ガスを前記原子炉格納容器内に戻す動力機構と、
前記原子炉格納容器のドライウェルとウェットウェルを接続する配管と、を有し、
前記動力機構は、前記ベントライン内の流動ガスを駆動源とし、
前記流動ガスは、前記ドライウェルとウェットウェルを接続する配管内の流動ガス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3】

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、
前記ベントラインは、前記原子炉格納容器のドライウェルとウェットウェルを接続する配管を有し、
前記流動ガスは、前記ドライウェルとウェットウェルを接続する配管内の流動ガス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4】

請求項１から３のいずれか１項に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記動力機構は、バッテリーに接続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5】

請求項１から４のいずれか１項に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記ベントラインは、前記流動ガスにより駆動するタービンを有し、
前記タービンで生成した電気エネルギーにより前記動力機構を駆動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１から３のいずれか１項に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記ベントラインは、前記流動ガスにより駆動するタービンを有し、
前記動力機構の回転軸と前記タービンの回転軸が直接接続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7】

請求項１から６のいずれか１項に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記原子炉格納容器は、ドライウェルとウェットウェルを有し、
前記動力機構は、０．３２ＭＰａ以上のウェットウェル圧力下で、バッテリーからの電力供給を必要とせずに静的に駆動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8】

請求項１から７のいずれか１項に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記膜フィルタは、高分子膜、セラミック膜、シリカ膜、炭素膜のいずれかを用いたフィルタ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9】

請求項１から７のいずれか１項に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記膜フィルタは、ポリイミド、ポリスルホン、ポリエーテルエーテルケトンのいずれかを主成分とする高分子膜を用いたフィルタ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１から７のいずれか１項に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記膜フィルタは、シリカまたは窒化ケイ素を主成分とするセラミック膜を用いたフィルタ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11】

請求項１から３のいずれか１項に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記ベントラインは、前記膜フィルタの上流側に放射性物質を除去するフィルタベント装置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12】

請求項１から３のいずれか１項に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記原子炉格納容器は、沸騰水型原子炉または加圧水型原子炉の原子炉格納容器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13】

請求項１から３のいずれか１項に記載の原子炉格納容器ベントシステムにおいて、
前記膜フィルタは、放射性希ガスと窒素を透過せず、水蒸気と水素を透過す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、原子力発電プラントの構造に係り、特に、原子炉格納容器内の気体を外部に排出するベントラインの構造に適用して有効な技術に関する。

【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万一溶融するような事態（以下、過酷事故）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。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。

【0003】

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、通常、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。

【0004】

沸騰水型原子炉では、上記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。

【0005】

本技術分野の背景技術として、例えば、特許文献１のような技術がある。特許文献１では、原子炉格納容器ベントシステム下流部に、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は透過しない膜フィルタを置き、放射性希ガス等は原子炉格納容器内へ戻すことで、大気中に排出するガスが含む放射性物質をさらに減少させるシステムが提案されている。

【先行技術文献】

【特許文献】

【0006】

【文献】特開２０１８－１５１３５５号公報

【発明の概要】

【発明が解決しようとする課題】

【0007】

上記特許文献１のように、放射性希ガスを透過させない膜フィルタを原子炉格納容器外部に設置するシステムにおいては、原子炉格納容器内部に設置する場合と比べて、膜フィルタの劣化を抑制することができる。

【0008】

一方、大気中に排出する水蒸気や水素以外の窒素や希ガス等のガスの滞留を防ぐため、ブロア等を利用して加圧し、原子炉格納容器内へ戻す必要がある。ベント中のブロアの動力源としては、バッテリーが想定されているが、できるだけ低容量化することが望ましい。

【0009】

そこで、本発明の目的は、原子炉格納容器内の気体の一部を外部に排出する原子炉格納容器ベントシステムにおいて、原子炉格納容器内への戻りラインに設置されるブロアを必要最小限のバッテリー容量で、或いはバッテリーを用いることなく駆動可能な高効率な原子炉格納容器ベントシステムを提供することにある。

【課題を解決するための手段】

【0010】

上記課題を解決するために、本発明は、原子炉格納容器内の気体の一部を外部に排出し、前記原子炉格納容器内を減圧する原子炉格納容器ベントシステムにおいて、前記原子炉格納容器内に連結された配管で構成されるベントラインと、前記ベントラインに配設され、放射性希ガスを透過せず、水蒸気を透過する膜フィルタと、を備え、前記ベントラインは、前記膜フィルタの上流側の配管と前記原子炉格納容器内とを連結する戻りラインと、前記戻りラインに配設され、前記放射性希ガスを前記原子炉格納容器内に戻す動力機構と、を有し、前記動力機構は、前記ベントライン内の流動ガスを駆動源とし、前記流動ガスは、前記膜フィルタに対してベントラインの上流側を流れるガスであることを特徴とする。

【発明の効果】

【0011】

本発明によれば、原子炉格納容器内の気体の一部を外部に排出する原子炉格納容器ベントシステムにおいて、原子炉格納容器内への戻りラインに設置されるブロアを必要最小限のバッテリー容量で、或いはバッテリーを用いることなく駆動可能な高効率な原子炉格納容器ベントシステムを実現することができる。

【0012】

これにより、万一過酷事故が発生した場合においても、ブロアの稼働を継続することができ、水蒸気及び水素を外部に放出するとともに、放射性物質を含む気体を原子炉格納容器内に戻すことができる。

【0013】

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】

【0014】

【図1】本発明の実施例１に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成を示す図である。

【図2】本発明の実施例２に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成を示す図である。

【図3】本発明の実施例３に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成を示す図である。

【図4】図３の原子炉格納容器ベントシステムにおけるウェットウェル圧力と駆動源の効率の関係を示す図である。

【図5】本発明の実施例４に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成を示す図である。

【図6】本発明の実施例５に係る原子炉格納容器ベントシステムの構成を示す図である。

【発明を実施するための形態】

【0015】

以下、図面を用いて本発明の実施例を説明する。なお、各図面において同一の構成については同一の符号を付し、重複する部分についてはその詳細な説明は省略する。

【実施例1】

【0016】

図１を参照して、本発明の実施例１に係る原子炉格納容器ベントシステムについて説明する。

【0017】

図１は、原子炉格納容器１を含む本実施例の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。図中の破線囲み内が本実施例の原子炉格納容器ベントシステムである。

【0018】

なお、図１では、原子炉格納容器１内にサプレッションプール８が設置された沸騰水型原子炉の例を示すが、加圧水型原子炉等へ応用することも可能である。

【0019】

本実施例の原子炉格納容器ベントシステムは、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ガスを外部に排出することで原子炉格納容器内の圧力を減圧し、またその減圧時に外部に排出されるガスから放射性物質を極力除去するものである。

【0020】

図１に示す本実施例の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。

【0021】

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。

【0022】

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。

【0023】

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。

【0024】

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。

【0025】

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の圧力を減圧する。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、改良型沸騰水型原子炉では、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。

【0026】

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の水による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。

【0027】

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のに伴い、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。

【0028】

このような圧力上昇が起きた場合、外部から消防ポンプなどを接続して、原子炉格納容器スプレイ系を活用することで、圧力上昇を抑えることが考えられる。しかし、さらに低い可能性ではあるが、これらの機器が動作せず、原子炉格納容器１の圧力が上昇し続けた場合、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。

【0029】

沸騰水型原子炉では、一般的に、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い、サプレッションプール８の水で可能な限り放射性物質を除去した上で、気体を外部に排出する。

【0030】

このベント操作をする上で、外部放出する気体から放射性物質を取り除く装置を原子炉格納容器ベントシステムと呼ぶ。

【0031】

本実施例の原子炉格納容器ベントシステムは、図１に示すように、原子炉格納容器１のウェットウェル７にベント配管１３が接続されており、このベント配管１３には隔離弁１４が配設されている。このベント配管１３の下流には、放射性希ガス及び窒素を透過しない膜フィルタ１５が接続されている。

【0032】

ウェットウェル７から排出されるガスは、主に放射性希ガス（１）、窒素（２）、水蒸気（３）、水素（４）であり、膜フィルタ１５の設置により、水蒸気（３）と水素（４）が選択的に排気塔１６から外部へ排出される。

【0033】

膜フィルタ１５の下流（原子炉格納容器１内への戻りライン）にはブロア１７が設置されており、ベント配管１３の下流は原子炉格納容器１に接続されている。膜フィルタ１５を透過しない放射性希ガス（１）と窒素（２）については、ブロア１７によって加圧され、ベント配管１３の原子炉格納容器１内への戻りラインを通して原子炉格納容器１へ戻される。ブロア１７が無い場合、膜フィルタ１５付近に放射性希ガス（１）と窒素（２）が滞留し、本システムの機能が低下する。

【0034】

ベント配管１３の原子炉格納容器１との接続部とブロア１７との間には、逆止弁１８が設けられており、原子炉格納容器１からのガスの逆流を防いでいる。なお、放射性希ガス及び窒素を透過しない膜フィルタ１５としては、ポリイミドを主成分とした高分子膜等を利用することが考えられる。

【0035】

ブロア１７には、電動機１９が接続されており、電動機１９にはバッテリー２０が接続されている。バッテリー２０の電気エネルギーでブロア１７を駆動するが、バッテリー２０は、低容量化することが望ましい。これは、バッテリー２０の故障時の影響緩和にも貢献する。

【0036】

そこで、本実施例の原子炉格納容器ベントシステムでは、図１に示すように、ベント配管１３の上流に、タービン２１を設置し、原子炉格納容器１から排出された流動ガスを駆動源としてタービン２１を稼働する。タービン２１には発電機２２が接続されており、発電機２２はバッテリー２０に接続されている。

【0037】

したがって、ベント配管１３内の流動ガスのエネルギーをタービン２１及び発電機２２で電気エネルギーに変換してバッテリー２０に蓄え、このエネルギーでブロア１７を駆動することとなる。

【0038】

タービン２１を駆動する流動ガスは、放射性希ガス（１）、窒素（２）、水蒸気（３）、水素（４）の混合ガスであり、ブロア１７で原子炉格納容器１に戻すガスは、膜フィルタ１５を透過しなかった放射性希ガス（１）と窒素（２）のみであるため、質量流量が減少しており、エネルギー収支の関係から、ブロア１７の駆動源となり得る。以上の構成により、バッテリー２０の低容量化が可能となる。

【0039】

以上説明したように、本実施例の原子炉格納容器ベントシステムは、原子炉格納容器１内の気体の一部を外部に排出し、原子炉格納容器１内を減圧する原子炉格納容器ベントシステムであり、原子炉格納容器１内に連結された配管（ベント配管１３）で構成されるベントラインと、ベントラインに配設され、放射性希ガスを透過せず、水蒸気を透過する膜フィルタ１５を備えており、ベントラインは、膜フィルタ１５の上流側の配管（ベント配管１３）と原子炉格納容器１内とを連結する戻りラインと、戻りラインに配設され、放射性希ガスを原子炉格納容器１内に戻す動力機構（ブロア１７）を有しており、動力機構（ブロア１７）は、ベントライン内の流動ガスを駆動源とする。

【0040】

また、その流動ガスは、膜フィルタ１５に対してベントラインの上流側を流れるガスである。

【0041】

また、動力機構（ブロア１７）は、電動機１９及びバッテリー２０に接続されている。

【0042】

また、ベントラインは、流動ガスにより駆動するタービン２１と、タービン２１により発電する発電機２２を有しており、発電機２２で発電した電気エネルギーにより動力機構（ブロア１７）を駆動する。

【0043】

なお、放射性希ガスと窒素を透過せず、水蒸気と水素を透過する膜フィルタ１５としては、上述したポリイミドを主成分とした高分子膜を用いたフィルタ以外にも、セラミック膜、シリカ膜、炭素膜を用いたフィルタや、ポリスルホン、ポリエーテルエーテルケトンを主成分とする高分子膜を用いたフィルタ、シリカまたは窒化ケイ素を主成分とするセラミック膜を用いたフィルタ等が挙げられる。

【実施例2】

【0044】

図２を参照して、本発明の実施例２に係る原子炉格納容器ベントシステムについて説明する。

【0045】

図２は、原子炉格納容器１を含む本実施例の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。図中の破線囲み内が本実施例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１の構成や、膜フィルタ１５やベント配管１３等の基本構成は実施例１と略同様であり、ここでは主に実施例1との違いを説明する。

【0046】

本実施例の原子炉格納容器ベントシステムでは、図２に示すように、ドライウェル６とウェットウェル７が原子炉格納容器１の外部の配管２３で接続されている。ドライウェル６側の配管２３には隔離弁１４ｂが配設されており、ウェットウェル７側の配管２３には逆止弁１８ｂが配設されている。

【0047】

配管２３には、ドライウェル６からウェットウェル７に流れる流動ガスを駆動源として稼働するタービン２１が接続されている。配管２３内を流れる放射性希ガス（１）、窒素（２）、水蒸気（３）、水素（４）の混合ガスは、ドライウェル６とウェットウェル７の差圧でドライウェル６からウェットウェル７へ流動するが、この気体の圧力エネルギー（流動ガスのエネルギー）をタービン２１及び発電機２２で電気エネルギーに変換してバッテリー２０に蓄え、実施例１と同様にブロア１７の駆動源としている。

【0048】

なお、本構成はドライウェル６から排出した混合ガスをサプレッションプール８の水でスクラビングする効果もある。

【実施例3】

【0049】

図３及び図４を参照して、本発明の実施例３に係る原子炉格納容器ベントシステムについて説明する。

【0050】

図３は、原子炉格納容器１を含む本実施例の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。図中の破線囲み内が本実施例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１の構成や、膜フィルタ１５やベント配管１３等の基本構成は実施例１と略同様であり、ここでは主に実施例1との違いを説明する。

【0051】

本実施例の原子炉格納容器ベントシステムでは、図３に示すように、ブロア１７の回転軸２４が延長され、タービン２１の回転軸に直接接続されている。これにより、タービン２１の回転が直接ブロア１７の駆動源となる。

【0052】

ブロア１７とタービン２１を直接接続しているため、物理的な配置の制限が生じるが、実施例１や実施例２と比べてエネルギー転換（損失）が少なくなり、駆動源のエネルギー効率が高くなる。

【0053】

また、ベント配管１３の配管径を大きくして混合ガスの流速を下げる等の工夫で、システム全体の圧損を小さくすれば、ブロア１７の静的駆動も可能となる。

【0054】

ブロア１７の静的駆動に関して、図４を用いて説明する。図４は、代表的なベントシーケンスにおいて、システムの圧損が小さい場合のウェットウェルの圧力に対するブロア１７の静的駆動に必要な駆動源の効率を示している。

【0055】

図４において、静的駆動に必要な駆動源の効率は、ウェットウェルの圧力が小さくなるにつれて高くなる。これは、ベントが進み、ウェットウェルの圧力が下がるにつれて、ウェットウェルから排出される混合ガス中の水蒸気の割合が下がる、すなわち、ブロア１７で戻す窒素（２）の相対量が多くなるためである。

【0056】

一般的な蒸気駆動のタービンの効率は０．８程度、ブロアの効率は０．７程度のため、一般的に期待できる駆動源の効率は、掛け合わせて０．５６程度となる。

【0057】

図４から、本システムの静的駆動が可能な範囲は０．３２ＭＰａ以上である。すなわち、ベント開始からウェットウェルの圧力が０．３２ＭＰａへ下がるまで静的駆動が可能である。

【0058】

なお、ウェットウェルの圧力が０．３２ＭＰａ以下となり、ベントが持続できないと水蒸気が原子炉格納容器内で溜まり、ウェットウェルの圧力０．３２ＭＰａ以上となれば再度静的駆動することが考えられる。

【実施例4】

【0059】

図５を参照して、本発明の実施例４に係る原子炉格納容器ベントシステムについて説明する。

【0060】

図５は、原子炉格納容器１を含む本実施例の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。図中の破線囲み内が本実施例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１の構成や、膜フィルタ１５やベント配管１３等の基本構成は実施例１と略同様であり、ここでは主に実施例1との違いを説明する。

【0061】

本実施例の原子炉格納容器ベントシステムでは、図５に示すように、膜フィルタ１５の上流に、原子炉格納容器１から排出された混合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２５が設置されている。フィルタベント装置２５は、水を内包するタンクや放射性物質を除去するフィルタ等を含む装置である。

【0062】

また、ベント配管１３の上流は２系統に分岐しており、それぞれドライウェル６，ウェットウェル７に接続されている。ドライウェル６に接続されているベント配管１３には隔離弁１４ｃが配設されており、ウェットウェル７に接続されているベント配管１３には隔離弁１４ｄが配設されている。

【0063】

本実施例は、上記のように構成されており、ドライウェル６から排出されるガスと、ウェットウェル７から排出されるガスの両方を利用して、タービン２１及び発電機２２で電気エネルギーを生成してバッテリー２０に蓄え、ブロア１７の駆動源としている。

【0064】

また、膜フィルタ１５の上流のベント配管１３にフィルタベント装置２５を設置することにより、フィルタベント装置２５での圧損を考慮する必要はあるが、さらなる放射性物質の除去が期待できる。

【実施例5】

【0065】

図６を参照して、本発明の実施例５に係る原子炉格納容器ベントシステムについて説明する。

【0066】

図６は、原子炉格納容器１を含む本実施例の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。図中の破線囲み内が本実施例の原子炉格納容器ベントシステムである。本実施例は、実施例１（図１）の原子炉格納容器ベントシステムを加圧水型原子炉に適用した例である。

【0067】

図６に示すように、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。また、実施例２（図２）のように、ドライウェル６からウェットウェル７へ流動するガスをブロア１７の駆動源にすることはできない。なお、タービン２１の下流に湿分分離機２９を設けており、膜フィルタ１５から排出されるガスの湿分を分離している。本構成は、実施例１から４で設けても構わない。その他の構成は、実施例１（図１）と略同様である。

【0068】

しかしながら、本実施例のように、加圧水型原子炉に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で、実施例１と同様に、万一過酷事故が発生した場合においても、ブロア１７の稼働を継続することができ、水蒸気（３）及び水素（４）を外部に放出するとともに、放射性希ガス（１）及び窒素（２）を原子炉格納容器１内に戻すことができる。

【0069】

なお、実施例３（図３）のようにブロア１７の回転軸２４を延長してタービン２１に直接接続したり、実施例４（図５）のようにフィルタベント装置２５を設けても構わない。

【0070】

また、実施例１から実施例５は、本発明の原子炉格納容器ベントシステムを軽水炉（沸騰水型原子炉、加圧水型原子炉）に適用した例であるが、重水炉や黒鉛炉、ガス炉に適用してもよい。また、いわゆる第４世代原子炉と呼ばれる高温ガス炉、超臨界圧軽水冷却炉、溶融塩炉、ガス冷却高速炉、ナトリウム冷却高速炉、鉛冷却高速炉など他の炉型に適用してもよい。

【0071】

なお、本発明は上記した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、上記の実施例は本発明に対する理解を助け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。また、ある実施例の構成の一部を他の実施例の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施例の構成に他の実施例の構成を加えることも可能である。また、各実施例の構成の一部について、他の構成の追加・削除・置換をすることが可能である。

【符号の説明】

【0072】

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、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…ベント配管、１４，１４a，１４ｂ，１４ｃ，１４ｄ…隔離弁、１５…（放射性希ガス及び窒素を透過しない）膜フィルタ、１６…排気塔、１７…ブロア、１８，１８ａ，１８ｂ…逆止弁、１９…電動機、２０…バッテリー、２１…タービン、２２…発電機、２３…配管、２４…（ブロア及びタービンの）回転軸、２５…フィルタベント装置、２６…加圧器、２７…蒸気発生器、２８…再循環ポンプ、２９…湿分分離機。

【図1】

【図2】

【図3】

【図4】

【図5】

【図6】