JPH07104087A - 原子炉格納容器のベント装置 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【目的】希ガスによる公衆の線量当量を低減する。 【構成】原子炉格納容器３内に形成されたドライウェル
４およびウェットウェル７には圧力放出系としてそれぞ
れ弁８，９を介挿したドライウェルベントライン10とウ
ェットウェルベントライン11が設置している。これらの
ベントライン10，11の放出側には乾式フィルタ12と排気
筒13が接続している。乾式フィルタ12には加熱機構が設
けられ、この加熱機構は電源17に、電源17は制御装置16
に接続している。運転員の判断により信号18が制御装置
16に送られ、電源17を起動し、加熱機構が作動すること
によって乾式フィルタ12を予熱する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、原子力プラントの原子
炉格納容器のベント装置に係り、苛酷事故等による原子
炉格納容器内の圧力放出によって排出される希ガスによ
る線量当量を低減し、また、ガス中の放射性物質を分離
する原子炉格納容器ベント装置に関する。

【０００２】

【従来の技術】従来、原子炉格納容器の圧力放出系とし
ては、図16の沸騰水型原子炉の圧力放出系概略構成図に
示すように、炉心１を内蔵している原子炉圧力容器２が
設置してある原子炉格納容器３は、原子炉圧力容器２の
上部にドライウェル４を形成し、下部に圧力抑制室５を
設けて冷却水プール６とウェットウェル７を形成してい
る。

【０００３】このドライウェル４およびウェットウェル
７には、圧力放出系としてそれぞれ弁８，９を介挿した
ドライウェルベントライン10とウェットウェルベントラ
イン１１が設置してあり、それぞれ原子炉圧力容器３内
の圧力をフィルタ12を介し排気塔13から外部に放出でき
るようになっている。

【０００４】また、冷却水プール６からは、万一沸騰水
型原子力発電所で図示しない冷却材配管等からの冷却材
喪失事故が起こった場合、前記原子炉圧力容器２内に冷
却水を注入して炉心１を冷却し、炉心１の健全性を維持
するための非常用炉心冷却系14と、蒸気配管等からの蒸
気漏れにより原子炉格納容器３内の圧力が上昇して、原
子炉格納容器３が破損する等、健全性が損なわれないよ
うにするためにドライウェル４内に冷却水をスプレーし
て蒸気を凝縮する原子炉格納容器冷却系15が装備されて
いる。

【０００５】なお、万一、原子炉格納容器冷却系15が作
動せず原子炉格納容器３の圧力が上昇してもウェットウ
ェル７から前記ウェットウェルベントライン１１の弁９
を開き内部圧力を放出して、原子炉格納容器３の健全性
を維持できる。また、ウェットウェル７が満水の状態で
あれば、ドライウェルベントライン10の弁８を開き、ド
ライウェル４から圧力を放出して原子炉格納容器３の健
全性を保つようにしている。

【０００６】

【発明が解決しようとする課題】冷却材喪失事故等の大
規模な事故が発生しても、非常用炉心冷却系14や原子炉
格納容器冷却系15の作動により、原子炉は冷却されて事
故は収束される。また、万一、この非常用炉心冷却系14
や原子炉格納容器冷却系15が作動しない場合でもドライ
ウェルベントライン10とウェットウェルベントライン11
により最終的に原子炉格納容器３の健全性は維持され
る。

【０００７】また、原子炉格納容器３の圧力放出の際
に、原子炉格納容器３内に存在する放射性物質をドライ
ウェルベントライン10あるいはウェットウェルベントラ
イン11を介してフィルタ12へ導き除去して、大気中に排
出される放射性物質の量を低減できる。

【０００８】しかしながら、放射性希ガス等の不活性ガ
スはフィルタ12により除去することができず、原子炉格
納容器３内で放射性希ガスが十分に減衰ないように圧力
が上昇し排出された場合、放射性希ガス等による公衆の
線量当量が増加する課題がある。

【０００９】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、原子炉格納容器内の圧力放出にともなって排
出される希ガスによる公衆の線量当量をを低減する原子
炉格納容器のベント装置を提供することにある。

【００１０】また、本発明は、原子炉格納容器内の圧力
放出の際に、原子炉格納容器内での放射性物質の時間減
衰が十分にされない場合でも、放射性希ガス等の大気中
への放出を低減し、大気中へ放出された放射性物質によ
る公衆の線量当量を低減する原子炉格納容器のベント装
置を提供することにある。

【００１１】

【課題を解決するための手段】第１の発明は炉心を内蔵
する原子炉圧力容器を収納すると共に圧力抑制室を備え
た原子炉格納容器において、この格納容器内の圧力を低
下させるための圧力放出系と、前記圧力放出系により放
出されるガスに含まれる放射性物質を除去するための乾
式フィルタと前記乾式フィルタを加熱する装置からな
る。

【００１２】第２の発明は炉心を内蔵する原子炉圧力容
器を収納すると共に圧力抑制室を備えた原子炉格納容器
において、この格納容器内の圧力を低下させるための圧
力放出系と、前記圧力放出系により放出されるガスに含
まれる放射性物質を除去するための乾式フィルタと前記
乾式フィルタ下流側配管に酸素を供給できる装置とから
なる。

【００１３】第３の発明は炉心を内蔵する原子炉圧力容
器を収納すると共に圧力抑制室を備えた原子炉格納容器
において、この格納容器の圧力を低下させるための圧力
放出系と、前記圧力放出系から排出されるガスを冷却す
るための冷却装置からなる。第４の発明は炉心を内蔵す
る原子炉圧力容器を収納すると共に圧力抑制室を備えた
原子炉格納容器において、この格納容器内の圧力を低下
させるための圧力放出系と、この圧力放出系より放出さ
れるガスを一時的に貯留する貯留容器と、この貯留容器
から放出されるガス中の放射性物質を低減するフィルタ
と、このフィルタを通過したガス中の放射性物質を分離
する分離装置と、この分離装置で分離された放射性物質
を前記原子炉格納容器と前記貯留容器へ循環させる循環
系とからなる。

【００１４】第５の発明は第４の発明において放射性物
質を原子炉格納容器と貯留容器へ循環させる循環系の代
りに放射性物質保持装置を使用することを特徴とする。

【００１５】

【作用】第１の発明においては原子炉格納容器ベント時
に、乾式フィルタを加熱してベントガスに含まれる水蒸
気が前記乾式フィルタによって除去されないようにし、
排気ガスに水蒸気を含ませることにより、水蒸気の潜熱
によるエネルギーを排出ガスに与えて浮力を生じさせ、
排出ガスの上昇高度を高くして、希ガスによる線量当量
を低減する。

【００１６】第２の発明においては原子炉格納容器ベン
ト時に、排気筒を流れる排気ガス中に含まれる水素と、
外部の酸素供給装置から注入した酸素とを混合し、強制
的に燃焼させることによって得られる熱エネルギーを利
用して、排出ガスの上昇高度を高くして希ガスによる公
衆の線量当量を低減する。

【００１７】第３の発明においては原子炉格納容器ベン
ト時に、大口径配管により放出することにより排出ガス
の流速を低減させると共に、その下流側に設置された冷
却装置により、排出ガスを液体窒素により冷却させ高温
の放出ガスを沸点以下とすることにより液化してドレン
管より回収することによって、事故時の環境中への放射
性物質の放出を抑制する。

【００１８】第４の発明においては原子炉格納容器ベン
ト時に、排出ガス中の放射性物質を低減するフィルタの
下流に設置した分離装置で、フィルタを通過してきた排
出ガス中の安定な物質に比べ重い放射性の物質を分離し
循環させることにより、ベント前の原子炉格納容器内で
の時間減衰を期待できなくても、大気中へ放出される排
出ガス中の放射性物質を低減し、大気中に放出された放
射性物質による公衆の線量当量を低減する。

【００１９】第５の発明においては原子炉格納容器ベン
ト時に、排出ガス中の放射性物質を低減するフィルタの
下流に設置した遠心分離装置で、フィルタを通過してき
た排出ガス中の安定な物質に比べ重い放射性の物質を遠
心分離し、放射性物質保持装置で保持させることによ
り、ベント前の原子炉格納容器内での時間減衰を期待で
きなくても、大気中へ放出される排出ガス中の放射性物
質を低減し、大気中に排出された放射性物質による公衆
の線量当量を低減する。

【００２０】

【実施例】本発明に係る原子炉格納容器のベント装置の
第１の実施例を図１から図４を参照して説明する。図１
は沸騰水原子炉の圧力放出系の概略構成図で、炉心１を
内蔵している原子炉圧力容器２が設置してある原子炉格
納容器３は、原子炉圧力容器２の上部にドライウェル４
を形成し、下部に圧力抑制室５を設けて冷却水プール６
とウェットウェル７を形成している。

【００２１】このドライウェル４およびウェットウェル
７には、それぞれ弁８，９を介挿したドライウェルベン
トライン10とウェットウェルベントライン11が設置して
あり、それぞれ原子炉圧力容器３内の圧力を乾式フィル
タ12を介し排気塔13から外部に放出できるようになって
いる。

【００２２】乾式フィルタ12には、ヒーター等による加
熱機構が備わっている。格納容器ベントが行われるより
も前に、運転員の判断により信号18が制御装置16に送ら
れ、電源17を起動して加熱機構、たとえばヒーター等に
より乾式フィルタ12を予熱する。格納容器ベント時には
ヒーター等により予熱された乾式フィルタ12を排出ガス
が通過し排気塔13から放出される。

【００２３】次に、上記構成による作用について説明す
る。もしも、冷却材喪失事故等の大規模な事故が発生し
ても、非常用炉心冷却系14や原子炉格納容器冷却系15の
保護装置が作動して原子炉を健全に保つ。万一、この非
常用炉心冷却系14あるいは原子炉格納容器冷却系15が作
動せず原子炉格納容器３内の圧力が上昇しても、ウェッ
トウェルベントライン11あるいは、ドライウェルベント
ライン10により最終的に原子炉格納容器３の健全性は維
持される。

【００２４】原子炉格納容器３からの圧力放出は乾式フ
ィルタ12を介して行われるため、大気中への粒子状核種
の排出量は低減されるが、希ガス等の不活性ガスは前記
乾式フィルタ12により除去することができない。

【００２５】しかしながら、前記乾式フィルタ12は格納
容器ベント開始以前にヒーター等により予熱されてお
り、排ガス中の水蒸気は前記乾式フィルタ12で凝縮する
ことなく通過する。従って排気塔13から放出される排ガ
スには水蒸気が含まれ、この水蒸気の潜熱によって前記
排出ガスに熱エネルギーを与え排出ガスの上昇を促し、
線源となる放出希ガスと公衆との距離を大きくし、公衆
の被ばくを低減する。

【００２６】次に上記作用による効果の一例について説
明する。図２は、排ガス中の水蒸気割合（質量割合）と
排ガス上昇高度の関係を示したものである。図３は、原
子炉格納容器内での希ガスの減衰時間と放出点から風下
0.75Kmにおける地点での全身に対する線量当量の関係を
湿式フィルタをもった従来のベント設備と本実施例を使
用した場合とで比較したものである。

【００２７】従来例では湿式フィルタによって排ガス中
の水蒸気が除去され排ガス温度も低下する。これに対し
て、本発明の実施例では排ガス中の水蒸気量は保たれ、
排ガス湿度も格納容器内での温度が維持される。

【００２８】従って、本実施例を使用することにより排
ガスの上昇が促進され、万一、原子炉格納容器内での希
ガス減衰時間が十分に確保できない場合でも、希ガスに
よる線量当量が低く抑えられる。

【００２９】第４図は、原子炉格納容器内での希ガスの
減衰時間が５時間の場合の放出点からの距離と全身に対
する線量当量の関係を、従来例と本実施例を使用した場
合とで比較したものである。従来例では放出点近傍で比
較的線量当量が高くなっているが、本実施例を使用する
ことにより放出点近傍の線量当量を著しく減少すること
ができる。

【００３０】なお、図２から図４はウェットウェルベン
トライン11からの圧力放出を仮定しBriggsの式により排
出ガスの上昇高度を算出した。また、線量当量は直線ガ
ウスプルームモデを使用して評価した、気象条件は、比
較的排出ガスの上昇が抑制されるケースとして。大気安
全度Ｆ，風速５m/s とした。

【００３１】つぎに、図５および図６を参照しながら本
発明に係る原子炉格納容器のベント装置の第２の実施例
を説明する。図５において、炉心１を内蔵している原子
炉圧力容器２が設置してある原子炉格納容器３は原子炉
圧力容器２の上部にドライウェル４を形成し、下部に圧
力抑制室５を設けて冷却水プールとウェットウェル７を
形成している。このドライウェル４およびウェットウェ
ル７にはそれぞれ弁８，９を介挿したドライウェルベン
トライン10とウェットウェルベントライン11が設置して
あり、それぞれ原子炉圧力容器３内の圧力フィルタ12を
介し排気塔13から外部に放出できるようになっている。

【００３２】排気筒13の内部には計測系20として、排気
ガス流量計25、水素濃度計測装置24及び酸素濃度計測装
置23が設置されている。また、排気筒13内で水素を燃焼
させるために、外部に酸素供給装置30を設置し、注入弁
27，26を経由して酸素がスタック内に注入される。

【００３３】排気筒13内での過剰な水素と酸素の結合を
防止するために、外部に窒素供給装置31を設置し、注入
弁29，28を経由して窒素を排気筒13に注入する。

【００３４】排気筒13内の水素及び酸素濃度は、排気ガ
ス流量計25、水度濃度計測装置24及び酸素濃度計測装置
23の信号を基に、スタックガス濃度制御装置22によっ
て、酸素注入量及び窒素注入量が注入弁26，27，28，29
により調整され、一定値になるように制御される。

【００３５】もしも、冷却材喪失事故等の大規模な事故
が発生しても、非常用炉心冷却系14原子炉格納容器冷却
系15の保護装置が作動して原子炉を健全に保つ。万一、
この非常用炉心冷却系14あるいは原子炉格納容器冷却系
15が作動せず原子炉格納容器３内の圧力が上昇しても、
ウェットウェルベントライン11あるいは、ドライウェル
ベントライン10を解放することにより最終的に原子炉格
納容器３は減圧し、その健全性は維持される。

【００３６】原子炉格納容器３か圧力放出はフィルタ12
を介して行われるため、大気中への粒子核種の排出量は
低減されるが、希ガス等の不活性ガスは前記フィルタ12
により除去することができないため、公衆に放射性希ガ
スによる外部被ばくを与える可能性がある。

【００３７】しかしながら、このような場合には、排出
ガス中に可燃性の水素が含まれており、排気筒３にスタ
ックガス濃度制御装置22によって制御された酸素及び窒
素が注入されることによって、スタック内で燃焼が生
じ、排出ガスに熱エネルギーを与えることができる。こ
の熱エネルギーの付加は、排出ガスの上昇を促し、線源
となる放射性希ガスと公衆との距離を大きくする。

【００３８】次に上記作用による効果の一例について説
明する。図６は原子炉格納容器ベント開始時間と代表的
なサイト境界における地点での全身に対する線量当量の
関係を、従来例と本実施例を使用した場合とで比較した
ものである。本実施例を使用することにより、万が一原
子炉格納容器内での希ガス減衰時間が十分に確保できな
い場合でも、希ガスによる線量当量が低く抑えられる。

【００３９】つぎに図７および図８を参照しながら本発
明に係る原子炉格納容器のベント装置の第３の実施例を
説明する。図７は沸騰水型原子炉の圧力放出系の概略構
成図で、炉心１を内蔵している原子炉圧力容器２が設置
してある原子炉格納容器３は、原子炉圧力容器２の上部
にドライウェル４を形成し、下部に圧力抑制室５を設け
て冷却水プール６とウェットウェル７を形成している。

【００４０】このドライウェル４とウェットウェル７に
はそれぞれ弁８，９を備えたドライウェルベントライン
10とウェットウェルベントライン11が設置してあり、そ
れぞれ原子炉圧力容器３内の圧力をフィルタ12を介し
て、建屋ベンドスタック32から外部へ排出できるように
なっている。

【００４１】ここで、フィルタ12の下流側には内部に液
体窒素が循環することが可能となるＵ字型熱交換器であ
る冷却装置33を配置して、弁８または弁９が解放される
と制御装置34に信号が送られ、ポンプ35を起動して液体
窒素タンク36から冷却装置33に液体窒素を供給して、排
出ガスを冷却するようになっている。

【００４２】冷却された排出ガスはドレン管37を経由し
て気密性のドレン回収タンク38に移行する。また、液体
窒素は排出ガスからのエネルギーにより気化されて窒素
回収タンク39に送られる。

【００４３】なお、フィルタ12の下流側から建屋ベント
スタック32までの配管は排気ガス流速を低減し、冷却性
能を向上させるために大口径配管40とする。

【００４４】次に上記構成の作用について説明する。も
しも、冷却材喪失事故等の大規模な事故が発生しても、
非常用炉心冷却系14や原子炉格納器冷却系15の保護装置
が作動して原子炉を健全に保つ。万一、この非常用炉心
冷却系14あるいは原子炉格納容器冷却系15が作動せず原
子炉格納容器３内の圧力が上昇しても、ウェットウェル
ベントライン11あるいは、ドライウェルベントライン10
を解放することにより最終的に原子炉格納容器３は減圧
し、その健全性は維持される。

【００４５】原子炉格納容器３からの圧力放出はフィル
タ12を介して行われるため、大気中への粒子状核種の放
出量は低減されるが、希ガス等の不活性ガスは前記フィ
ルタ12により除去することができないため、公衆に放射
性希ガスによる外部被ばくを与える可能性がある。

【００４６】このような場合、排出ガスのうち外部被ば
くに影響を与える希ガスとしては、クリプトンとセキノ
ンが考えられる。これらの元素の沸点はそれぞれ約-153
℃及び約-108℃であり、液体窒素の沸点である-196℃に
比べて高い。

【００４７】したがって、フィルタ12の下流側に冷却装
置33を設けることにより、これらの排気ガスを液化する
ことが可能となり、これをドレン管37を介して気密性の
ドレン回収タンク38へ移送することにより、大気中へ放
出される放射性物質の量を抑制することが可能である。

【００４８】図８は原子炉格納容器ベント開始時間と代
表的なサイト境界における地点での全身に対する線量と
当量の関係を、従来例と本実施例を使用した場合と比較
したものである。ここで、本実施例による希ガス液化効
率は80％と仮定した。なお、本実施例を備えたプラント
においては、事故時の希ガス放出は地上放出を想定し
た。

【００４９】本実施例を使用することにより、万が一原
子炉格納容器内での希ガス減衰時間が充分確保できない
場合でも、希ガスによる線量当量を低く抑えられる。

【００５０】図９は本発明に係る第４の実施例の圧力放
出系の概略構成図を示す。前記第１の実施例図１との違
いは、ドライウェル４及びウェットウェル７にそれぞれ
圧力検出器19を揃え、前記圧力検出器19からの信号18に
より自動的に乾式フィルタ12の余熱を行えるようにした
ものである。

【００５１】つぎに図10および図11を参照しながら本発
明に係る原子炉格納容器のベント装置の第５の実施例を
説明する。図10は沸騰水型原子炉の圧力放出系の概略構
成図で、炉心１を内蔵している原子炉圧力容器２が設置
してある原子炉格納容器３は、原子炉圧力容器２の上部
にドライウェル４を形成し、下部に圧力抑制室５を設け
て冷却水プール６とウェットウェル７を形成している。

【００５２】このドライウェル４及びウェットウェル７
には、圧力放出系としてそれぞれ弁８，９を介挿したド
ライウェルベントライン10とウェットウェルベントライ
ン11が設置してあり、原子炉格納容器３内の圧力は一時
的に貯留容器41に放出されるようになっている。貯留容
器41内に排出されたガスはフィルタ12を通過して、遠心
分離装置42に流入し、遠心分離器42で放射性物質を分離
され、排気筒13から外部に排出されるようになってい
る。

【００５３】遠心分離装置17で分離された放射性物質は
放射性ガス循環系43を通り、原子炉格納容器３と貯留容
器41に循環されるようになっている。原子炉格納容器３
と貯留容器41とは連通管44により接続している。

【００５４】次に上記構成による作用について説明す
る。もしも、冷却材喪失事故等の大規模な事故が発生し
た場合、非常用炉心冷却系14や原子炉格納容器冷却系15
の保護装置が作動して原子炉を健全に保つ。この非常用
炉心冷却系14や原子炉格納容器冷却系15が作動せず原子
炉格納容器３内の圧力が上昇しても、ウェットウェルベ
ントライン１１あるいは、ドライウェルベントライン10
を開放することにより最終的に原子炉格納容器３は減圧
して健全性は維持される。

【００５５】原子炉格納容器３からの圧力は一旦貯留容
器41に放出され、圧力変化及び衝撃を緩和する。貯留容
器16内に排出されたガスはフィルタ12を介するため、大
気中への粒子状核種の排出量は低減される。

【００５６】フィルタ12により除去することができない
放射性希ガス等の不活性ガスは、排出ガス中の安定なガ
スに比べ重く、遠心分離装置42で遠心分離し、軽い安定
なガスのみを排気筒13から外部に放出する。遠心分離装
置42で遠心分離された放射性物質は放射性ガス循環系43
で原子炉格納容器３と貯留容器41に連通管44を介して循
環される。

【００５７】次に、上記作用による効果の一例について
説明する。図11は、排気筒13からの距離と全身に対する
線量当量の関係を従来例と本発明の実施例とを比較して
示した特性図である。本発明の実施例を使用することに
より従来例に比べ公衆の全身に対する線量当量を低減す
ることができる。

【００５８】なお、図11は向流型遠心分離装置におい
て、遠心力場におけるガスの分圧をBo-ltzmannの法則に
従い分離係数を評価した。遠心分離装置の円周速度は 4
00m/sec,分離ガスはKr-85mとCO₂ とした。

【００５９】つぎに図12および13を参照しながら本発明
に係る原子炉格納容器のベント装置の第６の実施例を説
明する。図12は沸騰水型原子炉の圧力放出系の概略構成
図で、炉心１を内蔵している原子炉圧力容器２が設置し
てある原子炉格納容器３は、原子炉圧力容器２の上部に
ドライウェル４を形成し、下部に圧力抑制室５に設けて
冷却水プール６とウェットウェル７を形成している。

【００６０】このドライウェル４およびウェットウェル
７には、圧力放出系としてそれぞれ８，９を介挿したド
ライウェルベントライン10とウェットウェルベントライ
ン11が設置してあり、原子炉格納容器３内の圧力は一時
的に貯留容器41に放出されるようになっている。

【００６１】貯留容器41に排出されたガスはフィルタ12
を介して、遠心分離機42で放射性物質が分離され、排気
筒13から外部に排出されるようになっている。遠心分離
機42で分離された放射性物質は流入管46を流れ放射性ガ
ス保持装置45内に流入し保持された後、流出管47を流れ
排気筒13から排出されるようになっている。

【００６２】次に上記構成による作用について説明す
る。もしも、冷却材喪失事故等の大規模な事故が発生し
ても、非常用炉心冷却系14や原子炉格納容器冷却系15の
保護装置が作動して原子炉を健全に保つ。この非常用炉
心冷却系14や原子炉格納容器冷却系15が作動せず原子炉
格納容器３内の圧力が上昇しても、ウェットウェルベン
トライン11あるいは、ドライウェルベントライン10を解
放することにより最終的に原子炉格納容器３は減圧して
健全性は維持される。

【００６３】原子炉格納容器３からの圧力は一旦貯留容
器41に放出され、圧力変化および衝撃を緩和する。貯留
容器41内に排出されたガスはフィルタ12を介するため、
大気中への粒子状核種の排出量は低減されるフィルタ12
により除去することができない放射性希ガス等の不活性
ガスは、排出ガス中の安定なガスに比べ重く、遠心分離
機42で遠心分離し、軽い安定なガスのみを排気筒13から
外部に放出する。遠心分離機42で遠心分離された放射性
物質は放射性ガス保持装置45で減衰した後、排気筒13か
ら放出する。

【００６４】次に上記作用による効果の一例について説
明する。図13は、排気筒13からの距離と全身に対する線
量当量の関係を従来例と本実施例を使用した場合とで比
較したものである。本実施例を使用することにより、従
来例に比べ公衆の全身に対する線量当量を低減すること
ができる。

【００６５】なお、図１３は向流型遠心分離機４２にお
いて、遠心力場におけるガスの分圧をボルツマン（Bolt
zmann ）の法則に従い分離係数を評価した。遠心分離機
42の円周速度は 400m/sec 、分離ガスはKr-85mとCO₂ と
した。放射性ガスの保持装置45のKr-85m保持時間は24時
間とした。

【００６６】図１４は本発明の第７の実施例を示し、図
１５は本発明の第８の実施例を示したものである。すな
わち、第７の実施例においては貯留容器41の下流側に乾
式フィルタ12が接続され、乾式フィルタ12の後流側に遠
心分離機42を多段化して接続し、遠心分離能力を高める
ようにしたものである。これらの遠心分離機42で分離さ
れた放射性ガスは放射性ガス循環系43を通り、原子炉格
納容器３と貯留容器41に循環される。この第７の実施例
の作用効果は第５の実施例に準じているのでその説明は
省略する。

【００６７】第８の実施例は第６の実施例において遠心
分離機42を多段化して遠心分離能力を高めるようにした
ものである。すなわち、貯留容器41内に排出されたガス
はフィルタ12を介して多段の遠心分離機42で放射性物質
が分離され、排気筒13から外部に排出されるようになっ
ている。遠心分離機42で分離された放射性物質は放射性
ガス保持装置45で保持されたのち、排気筒13から排出さ
れる。

【００６８】以上の各実施例では遠心分離機42による分
離装置の例で説明したが、レーザーにより分離対象核種
のみを電離したガスを電場に導き、クーロン力を利用し
て分離するレーザー分離装置を使用することができる。

【００６９】

【発明の効果】第１の発明によれば、苛酷事故等による
原子炉格納容器内の圧力の異常な上昇に際し、この上昇
した圧力の放出に伴う排出ガスの浮力を増加させること
により、線源となる放射性希ガスと被ばくとの対象との
距離を大きくし、放射性希ガスによる公衆の線量当量を
低減することができる。

【００７０】第２の発明によれば、過酷事故等による原
子炉格納容器内の圧力の異常な上昇に際し、この上昇し
た圧力の放出に伴い放出される排出ガス中の水素と外部
タンクから注入された酸素を強制的に混合し燃焼させる
ことによって得られる排出ガスの浮力の増加によって、
放射性希ガスによる周辺公衆の線量当量を低減すること
ができる。

【００７１】第３の発明によれば、過酷事故等による原
子炉格納容器内の圧力の異常な上昇に際し、この上昇し
た圧力の放出に伴う排出ガスを冷却することにより、周
辺公衆に対して被ばくのリスクを与える可能性がある放
射性希ガスの放出を抑制し、プラントの安全性を大幅に
向上することが可能となる。また、前記プラント安全性
の向上によって従来地上 100ｍ以上あった排気筒高さを
低減することも可能となる。

【００７２】第４および第５の発明によれば、過酷事故
等による原子炉格納容器内の圧力の異常な上昇に際し、
原子炉格納容器内での時間減衰を期待できなくても、こ
の上昇した圧力の放出に伴う排出ガス中の放射性物質を
フィルタで除去し、フィルタにより除去できない放射性
希ガス等の不活性ガスを遠心分離することにより、大気
中への放射性物質の放出量を低減し、放射性物質による
公衆の線量当量を低減することができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る原子炉格納容器のベント装置の第
１の実施例を示す系統図。

【図２】排ガス中の水蒸気割合と排ガス上昇高度の関係
を示す特性図。

【図３】原子炉格納容器内での希ガス減衰時間と全身に
対する線量当量との関係を本発明の第１の実施例と従来
例とを対比して示す曲線図。

【図４】放出点からの距離と全身に対する線量当量との
関係を本発明の第１の実施例と従来例とを対比して示す
曲線図。

【図５】本発明に係る原子炉格納容器のベント装置の第
２の実施例を示す系統図。

【図６】原子炉格納容器ベント開始までの時間と全身被
ばく線量との関係を本発明の第２の実施例と従来例とを
比較して示す曲線図。

【図７】本発明に係る原子炉格納容器のベント装置の第
３の実施例を示す系統図。

【図８】原子炉格納容器内での希ガス減衰時間と全身に
対する線量との関係を本発明の第３の実施例と従来例と
を比較して示す曲線図。

【図９】本発明に係る原子炉格納容器のベント装置の第
４の実施例を示す系統図。

【図１０】本発明に係る原子炉格納容器のベント装置の
第５の実施例を示す系統図。

【図１１】排気筒からの距離と全身に対する線量当量と
の関係を本発明の第５の実施例と従来例とを比較して示
す曲線図。

【図１２】本発明に係る原子炉格納容器のベント装置の
第６の実施例を示す系統図。

【図１３】排気筒からの距離と全身に対する線量当量と
の関係を本発明の第６の実施例と従来例とを比較して示
す曲線図。

【図１４】本発明に係る原子炉格納容器のベント装置の
第７の実施例を示す系統図。

【図１５】本発明に係る原子炉格納容器のベント装置の
第８の実施例を示す系統図。

【図１６】従来の原子炉格納容器のベント装置を示す系
統図。

【符号の説明】

１…炉心、２…原子炉圧力容器、３…原子炉格納容器、
４…ドライウェル、５…圧力抑制室、６…冷却プール、
７…ウェットウェル、 8,9…弁、10…ドライウェルベン
トライン、11…ウェットウェルベントライン、12…乾式
フィルタ、13…排気筒、14…非常用炉心冷却系、15…原
子炉格納容器冷却系、16…制御装置、17…電源、18…信
号、19…圧力検出器、20…計測系、21…直流電源、22…
スタックガス濃度制御装置、23…酸素濃度計測装置、24
…水素濃度計測装置、25…排ガス流量計、26，27，28，
29…注入弁、30…酸素供給装置、31…窒素供給装置、32
…建屋ベントスタック、33…冷却装置、34…制御装置、
35…ポンプ、36…液体窒素タンク、37…ドレン管、38…
ドレン回収タンク、39…窒素回収タンク、40…大口径配
管、41…貯留容器、42…遠心分離機、43…放射性ガス循
環系、44…連通管、45…放射性ガス保持装置、46…流入
管、47…流出管。

フロントページの続き (72)発明者 鈴木 征治郎 神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地 株 式会社東芝横浜事業所内

Claims (5)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 炉心を内蔵する原子炉圧力容器を収納す
   ると共に圧力抑制室を備えた原子炉格納容器において、
   この原子炉格納容器の圧力を低下させるための圧力放出
   系と、この圧力放出系に接続した加熱機構を持った乾式
   フィルタとかならることを特徴とする原子炉格納容器の
   ベント装置。
2. 【請求項２】 炉心を内蔵する原子炉圧力容器を収納す
   ると共に圧力抑制室を備えた原子炉格納容器において、
   この原子炉格納容器内の圧力を低下させるための圧力放
   出系と、この圧力放出系から放出される排出ガスに含ま
   れる水素と外部タンクから注入された酸素とを強制的に
   混合し、燃焼させることを特徴とする原子炉格納容器ベ
   ント装置。
3. 【請求項３】 炉心を内蔵する原子炉圧力容器を収納す
   ると共に圧力抑制室を備えた原子炉格納容器において、
   この原子炉格納容器の圧力を低下するための圧力放出系
   と、この圧力放出系の放出ガスを冷却するための冷却装
   置とからなることを特徴とする原子炉格納容器ベント装
   置。
4. 【請求項４】 炉心を内蔵する原子炉圧力容器を収納す
   ると共に圧力抑制室を備えた原子炉格納容器において、
   この格納容器内の圧力を低下させるための圧力放出系
   と、この圧力放出系から放出されるガスを一時的に貯留
   する貯留容器と、この貯留容器から放出されるガス中の
   放射性物質を低減するフィルタと、このフィルタを通過
   したガス中の放射性物質を分離する分離装置と、この分
   離装置で分離された放射性物質を前記原子炉格納容器と
   前記貯留容器へ循環させる循環系からなることを特徴と
   する原子炉格納容器ベント装置。
5. 【請求項５】 放射性物質を原子炉格納容器と貯留容器
   へ循環させる循環系の代りに、放射性物質保持装置を使
   用することを特徴とする請求項４記載の原子炉格納容器
   ベント装置。