본 발명 은 방사능 담체 들 을 봉쇄 하 기 위한 격납 용기 ( 4 ) 와 감압 흐름 을 위한 유출 구 ( 10 , 10 ') 를 포함 하 는 원자력 발전소 ( 2 ) 를 감압 하 기 위한 감압 방법 과 대응 하 는 감압 장치 에 관한 것 이 며 , 감압 흐름 은 필터 시스템 을 구비 한 감압 라인 ( 12 , 12 ') 을 통해 격납 용기 ( 4 ) 로부터 대기 로 안내 되 고 , 상기 필터 시스템 은 필터 챔버 유입 구 ( 124 ) 및 필터 챔버 유출 구 ( 128 ) 와 이 유입 구와 유출 구 사이 에 위치 하 는 흡착 식 필터 ( 18 ) 를 구비 하 는 필터 챔버 ( 16 ) 를 포함 하 며 , 상기 감압 흐름 은 우선 고압 섹션 ( 70 ) 내 에서 안내 되 고 , 이어서 스로틀 장치 ( 72 ) 에서 팽창 을 통해 감압 되 고 , 이어서 적어도 부분 적 으로 흡착 식 필터 ( 18 ) 를 구비 한 필터 챔버 ( 16 ) 를 관통 하 여 안내 되 며 , 종국 에 는 대기 로 송풍 된다 . 상기 감압 흐름 에 포함 된 방사능 담체 들 , 특히 요오드 를 함유 한 유기 화합물 의 특히 효율 적 이 면서 도 효과 적 인 보존 ( retention ) 을 가능 하 게 하 기 위해 , 본 발명 에 따라서 , 스로틀 장치 ( 72 ) 를 통해 감압 된 감압 흐름 은 상기 필터 챔버 ( 16 ) 내 로 유입 되 기 직전 에 과열 섹션 ( 80 ) 을 통해 안내 되 고 , 이 과열 섹션 내 에서 상기 감압 흐름 은 고압 섹션 ( 70 ) 내 에서 아직 감압 되 지 않 은 감압 흐름 의 직접 적 인 또는 간접 적 인 열 전달 에 의해 , 상기 과열 섹션 에 존재 하 는 이슬점 온도 보다 10 ℃ 이상 , 바람직 하 게 는 20 ℃ 내지 50 ℃ 만큼 높 은 온도 로 가열 된다 .