JP2000009873A - 原子炉格納容器内水素処理設備 - Google Patents
原子炉格納容器内水素処理設備Info
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】原子炉格納容器内に大量に発生した水素を可燃
限界以下に抑え、ベント時の水素爆発事故を未然に防止
する。 【解決手段】原子炉格納容器１の外側に水素との還元反
応が容易な金属酸化物を主成分とする水素吸着材を充填
した水素吸着材容器21を設置し、この水素吸着材容器21
を原子炉格納容器１内の上部ドライウェル５とサプレッ
ションプール６に配管24，26を介して接続して循環配管
系を構成する。原子炉格納容器１内に発生した水素をブ
ロワ23により導出して水素吸着材容器21を通過させて配
管26から原子炉格納容器１内に戻す。水素吸着材を通流
させることにより、水素は金属酸化物との還元反応によ
り水（Ｈ2 Ｏ）となって除去され、原子炉格納容器１内
に発生した水素を低減させることができる。
限界以下に抑え、ベント時の水素爆発事故を未然に防止
する。 【解決手段】原子炉格納容器１の外側に水素との還元反
応が容易な金属酸化物を主成分とする水素吸着材を充填
した水素吸着材容器21を設置し、この水素吸着材容器21
を原子炉格納容器１内の上部ドライウェル５とサプレッ
ションプール６に配管24，26を介して接続して循環配管
系を構成する。原子炉格納容器１内に発生した水素をブ
ロワ23により導出して水素吸着材容器21を通過させて配
管26から原子炉格納容器１内に戻す。水素吸着材を通流
させることにより、水素は金属酸化物との還元反応によ
り水（Ｈ2 Ｏ）となって除去され、原子炉格納容器１内
に発生した水素を低減させることができる。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は沸騰水型原子力プラ
ントにおいて、原子炉格納容器内に多量の水素が発生し
た場合、可燃限界以下に抑えることができるように構成
した原子炉格納容器内水素処理設備に関する。
ントにおいて、原子炉格納容器内に多量の水素が発生し
た場合、可燃限界以下に抑えることができるように構成
した原子炉格納容器内水素処理設備に関する。
【０００２】
【従来の技術】沸騰水型原子力プラントに設置されてい
る従来の原子炉格納容器内水素処理設備について図３に
より説明する。図３中、符号１は原子炉格納容器を概略
的に縦断面で示している。原子炉格納容器１内には原子
炉圧力容器２がペデスタル３により支持されている。こ
のペデスタル３と原子炉圧力容器２との間は下部ドライ
ウェル４が形成されている。また、原子炉格納容器１内
は上部に上部ドライウェル５が形成され、下部にサプレ
ッションプール６が設けられている。
る従来の原子炉格納容器内水素処理設備について図３に
より説明する。図３中、符号１は原子炉格納容器を概略
的に縦断面で示している。原子炉格納容器１内には原子
炉圧力容器２がペデスタル３により支持されている。こ
のペデスタル３と原子炉圧力容器２との間は下部ドライ
ウェル４が形成されている。また、原子炉格納容器１内
は上部に上部ドライウェル５が形成され、下部にサプレ
ッションプール６が設けられている。
【０００３】上部ドライウェル５には第１の排気管７が
接続し、サプレッションプール６には第２の排気管８が
接続し、これらの排気管７，８は一体となってベント設
備９に接続している。ベント設備９は電磁弁11およびラ
プチャディスク12を備え、ベント管13を接続し、ベント
管13は排気筒10に接続している。
接続し、サプレッションプール６には第２の排気管８が
接続し、これらの排気管７，８は一体となってベント設
備９に接続している。ベント設備９は電磁弁11およびラ
プチャディスク12を備え、ベント管13を接続し、ベント
管13は排気筒10に接続している。
【０００４】また、上部ドライウェル５とサプレッショ
ンプール６には、上部ドライウェル５と連通する可燃性
ガス導出管14が弁15を介して接続し、この可燃性ガス導
出管14はブロワ16および再結合器17などで構成した可燃
性ガス濃度制御系18のガス入口側に接続し、可燃性ガス
濃度制御系18のガス出口側には処理ガス戻り管19の一端
が接続し、処理ガス戻り管19の他端は弁20を介してサプ
レッションプール６に接続する循環配管系を構成してい
る。
ンプール６には、上部ドライウェル５と連通する可燃性
ガス導出管14が弁15を介して接続し、この可燃性ガス導
出管14はブロワ16および再結合器17などで構成した可燃
性ガス濃度制御系18のガス入口側に接続し、可燃性ガス
濃度制御系18のガス出口側には処理ガス戻り管19の一端
が接続し、処理ガス戻り管19の他端は弁20を介してサプ
レッションプール６に接続する循環配管系を構成してい
る。
【０００５】ところで、上記構成の原子炉格納容器内水
素処理設備において、原子力プラントに原子炉冷却材喪
失事象が発生した際は、原子炉格納容器１内に可燃性ガ
スとして水素が原子炉圧力容器２内の炉水の放射線分解
または燃料と炉水の金属−水反応により発生するが、こ
れについては可燃性ガス濃度制御系８を作動させること
で処理され、事象は収束することとなっている。
素処理設備において、原子力プラントに原子炉冷却材喪
失事象が発生した際は、原子炉格納容器１内に可燃性ガ
スとして水素が原子炉圧力容器２内の炉水の放射線分解
または燃料と炉水の金属−水反応により発生するが、こ
れについては可燃性ガス濃度制御系８を作動させること
で処理され、事象は収束することとなっている。
【０００６】なお、原子力プラントに原子炉冷却材喪失
事象を超えた事象が発生した際においては、さらに多量
の可燃性ガスである水素が発生する。この原子炉冷却材
喪失事象を超えた事象についての対応に際して、可燃性
ガス濃度制御系８は水素処理のため、水素と酸素の再結
合反応により原子炉格納容器内の水素を除去するもので
ある。
事象を超えた事象が発生した際においては、さらに多量
の可燃性ガスである水素が発生する。この原子炉冷却材
喪失事象を超えた事象についての対応に際して、可燃性
ガス濃度制御系８は水素処理のため、水素と酸素の再結
合反応により原子炉格納容器内の水素を除去するもので
ある。
【０００７】このことから、多量に発生する水素との再
結合反応に必要とする酸素量は原子炉格納容器内に残存
していない。したがって、従来、この想定事象が発生し
た場合、多量の水素を原子炉格納容器内に存在させたま
ま、最終的にはベント設備９を通して排気筒10から大気
へ放出されることになる。
結合反応に必要とする酸素量は原子炉格納容器内に残存
していない。したがって、従来、この想定事象が発生し
た場合、多量の水素を原子炉格納容器内に存在させたま
ま、最終的にはベント設備９を通して排気筒10から大気
へ放出されることになる。
【０００８】
【発明が解決しようとする課題】従来設計ベースの事象
が発生した際、原子炉格納容器５内の雰囲気を制御する
系統としては前述したように可燃性ガス濃度制御系８の
みであり、設計ベース内の事象であれば何ら問題はな
い。しかしながら、設計ベースを超えた苛酷な事象が起
きた際は、可燃性ガスである水素の発生量が多量となる
ため、可燃性ガス濃度制御系８の機能では処理しきれ
ず、結果的に原子炉格納容器１内の水素濃度が高くなる
状態となる。
が発生した際、原子炉格納容器５内の雰囲気を制御する
系統としては前述したように可燃性ガス濃度制御系８の
みであり、設計ベース内の事象であれば何ら問題はな
い。しかしながら、設計ベースを超えた苛酷な事象が起
きた際は、可燃性ガスである水素の発生量が多量となる
ため、可燃性ガス濃度制御系８の機能では処理しきれ
ず、結果的に原子炉格納容器１内の水素濃度が高くなる
状態となる。
【０００９】ここで、この状態においては水素濃度は高
いものの酸素濃度が４％以下であるため状態としては可
燃限界以下であり、原子炉格納容器内で燃焼の危惧はな
い。しかし、事象自体が設計ベースを超えた事象である
ため、時間と共に原子炉格納容器内の圧力が次第に増加
するが、原子炉格納容器１の破損を回避するためにベン
ト設備９を用いてベントを行うこととなる。
いものの酸素濃度が４％以下であるため状態としては可
燃限界以下であり、原子炉格納容器内で燃焼の危惧はな
い。しかし、事象自体が設計ベースを超えた事象である
ため、時間と共に原子炉格納容器内の圧力が次第に増加
するが、原子炉格納容器１の破損を回避するためにベン
ト設備９を用いてベントを行うこととなる。
【００１０】この場合、ベント設備９内の電動弁11，ラ
プチャディスク12を開けてベントを行うが、原子炉格納
容器１内の雰囲気がベント管13内および排気筒10を通じ
て大気放出する際、ベント管13内の酸素は空気中の酸素
と同程度の濃度であるため、ベント管13内の状態は可燃
限界を超えた状態となる可能性の課題がある。
プチャディスク12を開けてベントを行うが、原子炉格納
容器１内の雰囲気がベント管13内および排気筒10を通じ
て大気放出する際、ベント管13内の酸素は空気中の酸素
と同程度の濃度であるため、ベント管13内の状態は可燃
限界を超えた状態となる可能性の課題がある。
【００１１】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、原子炉格納容器において、設計ベースを超え
た事象発生の際、原子炉格納容器内に多量に発生した可
燃性ガス、具体的には水素を可燃限界以下に抑えること
ができる原子炉格納容器内水素処理設備を提供すること
にある。
たもので、原子炉格納容器において、設計ベースを超え
た事象発生の際、原子炉格納容器内に多量に発生した可
燃性ガス、具体的には水素を可燃限界以下に抑えること
ができる原子炉格納容器内水素処理設備を提供すること
にある。
【００１２】
【課題を解決するための手段】請求項１に対応する発明
は、原子炉格納容器内のドライウェルに第１の可燃性ガ
ス導出管の一端を接続し、この第１の可燃性ガス導出管
の他端を可燃性ガス濃度制御系のガス入口側に接続し、
この可燃性ガス濃度制御系のガス出口側に第１の処理ガ
ス戻り管の一端を接続し、この第１の処理ガス戻り管の
他端を前記原子炉格納容器内のサプレッションプールに
接続してなる第１の循環配管系と、前記原子炉格納容器
内のドライウェルに第２の可燃性ガス導出管の一端を接
続し、この第２の可燃性ガス導出管の他端を水素との還
元反応が容易な金属酸化物を主成分とする水素吸着材を
充填した水素吸着材容器のガス入口側に接続し、この水
素吸着材容器のガス出口側に第２の処理ガス戻り管の一
端を接続し、この第２の処理ガス戻り管の他端を前記原
子炉格納容器内のサプレッションプールに接続してなる
第２の循環配管系とを具備したことを特徴とする。
は、原子炉格納容器内のドライウェルに第１の可燃性ガ
ス導出管の一端を接続し、この第１の可燃性ガス導出管
の他端を可燃性ガス濃度制御系のガス入口側に接続し、
この可燃性ガス濃度制御系のガス出口側に第１の処理ガ
ス戻り管の一端を接続し、この第１の処理ガス戻り管の
他端を前記原子炉格納容器内のサプレッションプールに
接続してなる第１の循環配管系と、前記原子炉格納容器
内のドライウェルに第２の可燃性ガス導出管の一端を接
続し、この第２の可燃性ガス導出管の他端を水素との還
元反応が容易な金属酸化物を主成分とする水素吸着材を
充填した水素吸着材容器のガス入口側に接続し、この水
素吸着材容器のガス出口側に第２の処理ガス戻り管の一
端を接続し、この第２の処理ガス戻り管の他端を前記原
子炉格納容器内のサプレッションプールに接続してなる
第２の循環配管系とを具備したことを特徴とする。
【００１３】本発明によれば、設計ベースを超えた事象
発生の際に原子炉格納容器内の雰囲気流体を第２の循環
配管系の第２の処理ガス戻り配管を通して水素吸着材容
器に導き、水素との還元反応が容易な金属酸化物の水素
吸着材と反応させ水素を除去する。 反応式は２ＭＯ＋Ｈ2 →Ｍ2 Ｏ＋Ｈ2 Ｏ 高温の場合はＭＯ＋Ｈ2 →Ｍ＋Ｈ2 Ｏ （Ｍは金
属）
発生の際に原子炉格納容器内の雰囲気流体を第２の循環
配管系の第２の処理ガス戻り配管を通して水素吸着材容
器に導き、水素との還元反応が容易な金属酸化物の水素
吸着材と反応させ水素を除去する。 反応式は２ＭＯ＋Ｈ2 →Ｍ2 Ｏ＋Ｈ2 Ｏ 高温の場合はＭＯ＋Ｈ2 →Ｍ＋Ｈ2 Ｏ （Ｍは金
属）
【００１４】水素を低減した雰囲気流体を第２の循環配
管系の第２の処理ガス戻り管を通して原子炉格納容器内
のサプレッションプールに戻す。これにより設計ベース
を超えた事象発生の際の原子炉格納容器内の雰囲気を可
燃限界以下に抑えることができる。
管系の第２の処理ガス戻り管を通して原子炉格納容器内
のサプレッションプールに戻す。これにより設計ベース
を超えた事象発生の際の原子炉格納容器内の雰囲気を可
燃限界以下に抑えることができる。
【００１５】請求項２に対応する発明は、前記第２の循
環配管系の途中であって前記原子炉格納容器外に手動で
開閉可能な弁を取付けることを特徴とする。本発明によ
れば、弁に駆動源を持たせないで手動で開閉可能な弁を
取付けることにより、故障の発生する確率が少なくな
り、水素処理設備の簡素化を図ることができる。
環配管系の途中であって前記原子炉格納容器外に手動で
開閉可能な弁を取付けることを特徴とする。本発明によ
れば、弁に駆動源を持たせないで手動で開閉可能な弁を
取付けることにより、故障の発生する確率が少なくな
り、水素処理設備の簡素化を図ることができる。
【００１６】請求項３に対応する発明は、原子炉格納容
器内のドライウェルに第１の可燃性ガス導出管の一端を
接続し、この第１の可燃性ガス導出管の他端を可燃性ガ
ス濃度制御系のガス入口側に接続し、この可燃性ガス濃
度制御系のガス出口側に第１の処理ガス戻り管の一端を
接続し、この第１の処理ガス戻り管の他端を前記原子炉
格納容器内のサプレッションプールに接続してなる第１
の循環配管系と、前記可燃性ガス濃度制御系のガス入口
側から分岐して配管接続した水素との還元反応が容易な
金属酸化物を主成分とする水素吸着材を充填した水素吸
着材容器と、この水素吸着材容器のガス出口側と前記第
１の処理ガス戻り管とを接続した処理ガス出口管とを具
備したことを特徴とする。
器内のドライウェルに第１の可燃性ガス導出管の一端を
接続し、この第１の可燃性ガス導出管の他端を可燃性ガ
ス濃度制御系のガス入口側に接続し、この可燃性ガス濃
度制御系のガス出口側に第１の処理ガス戻り管の一端を
接続し、この第１の処理ガス戻り管の他端を前記原子炉
格納容器内のサプレッションプールに接続してなる第１
の循環配管系と、前記可燃性ガス濃度制御系のガス入口
側から分岐して配管接続した水素との還元反応が容易な
金属酸化物を主成分とする水素吸着材を充填した水素吸
着材容器と、この水素吸着材容器のガス出口側と前記第
１の処理ガス戻り管とを接続した処理ガス出口管とを具
備したことを特徴とする。
【００１７】本発明によれば、設計ベースを超えた事象
発生の場合、弁および可燃性ガス制御系の弁およびブロ
ワを起動させることにより、原子炉格納容器内に多量に
発生した水素は水素吸着材容器内の水素との還元反応が
容易な金属酸化物を主成分とする水素吸着材により低減
させることができ、もって、原子炉格納容器内の水素濃
度を可燃限界以下にすることができる。
発生の場合、弁および可燃性ガス制御系の弁およびブロ
ワを起動させることにより、原子炉格納容器内に多量に
発生した水素は水素吸着材容器内の水素との還元反応が
容易な金属酸化物を主成分とする水素吸着材により低減
させることができ、もって、原子炉格納容器内の水素濃
度を可燃限界以下にすることができる。
【００１８】請求項４に対応する発明は、前記水素吸着
材容器に酸素供給装置を接続してなることを特徴とす
る。本発明によれば、水素吸着材容器内に酸素供給装置
から酸素を供給することにより吸着材ＭＯの再生を行う
ことができる。再生反応はつぎの通りである。 Ｍ2 Ｏ（除去により生成した量）＋1/2 Ｏ2 →２ＭＯ Ｍ（除去により生成した量）＋1/2 Ｏ2 →ＭＯ
（Ｍは金属）
材容器に酸素供給装置を接続してなることを特徴とす
る。本発明によれば、水素吸着材容器内に酸素供給装置
から酸素を供給することにより吸着材ＭＯの再生を行う
ことができる。再生反応はつぎの通りである。 Ｍ2 Ｏ（除去により生成した量）＋1/2 Ｏ2 →２ＭＯ Ｍ（除去により生成した量）＋1/2 Ｏ2 →ＭＯ
（Ｍは金属）
【００１９】請求項５に対応する発明は、前記水素吸着
材容器に前記原子炉格納容器内の処理済ガス中の窒素を
注入する配管系を設けてなることを特徴とする。本発明
によれば、吸着材の再生の際に原子炉格納容器内の処理
済のガス中の窒素を酸素注入時に混入して酸素注入量を
制御し、反応率をコントロールすることができる。
材容器に前記原子炉格納容器内の処理済ガス中の窒素を
注入する配管系を設けてなることを特徴とする。本発明
によれば、吸着材の再生の際に原子炉格納容器内の処理
済のガス中の窒素を酸素注入時に混入して酸素注入量を
制御し、反応率をコントロールすることができる。
【００２０】請求項６に対応する発明は、原子炉格納容
器内のドライウェルと連通するベント設備と、このベン
ト設備にベント管を介して接続した排気筒と、前記原子
炉格納容器内のドライウェルとサプレッションプールと
の間に可燃性ガス濃度制御系を設けた第１の循環配管系
と、この可燃性ガス濃度制御系に設けた再結合器のガス
入口側から分岐して弁を介して配管接続した水素との還
元反応が容易な金属酸化物を主成分とする水素吸着材を
充填した水素吸着材容器と、この水素吸着材容器のガス
出口側を前記ベント管に接続した再生ガス放出管とを具
備したことを特徴とする。本発明によれば、格納容器ベ
ント設備と組合せて再生に使用した余剰のガスをスタッ
クから放出することができる。
器内のドライウェルと連通するベント設備と、このベン
ト設備にベント管を介して接続した排気筒と、前記原子
炉格納容器内のドライウェルとサプレッションプールと
の間に可燃性ガス濃度制御系を設けた第１の循環配管系
と、この可燃性ガス濃度制御系に設けた再結合器のガス
入口側から分岐して弁を介して配管接続した水素との還
元反応が容易な金属酸化物を主成分とする水素吸着材を
充填した水素吸着材容器と、この水素吸着材容器のガス
出口側を前記ベント管に接続した再生ガス放出管とを具
備したことを特徴とする。本発明によれば、格納容器ベ
ント設備と組合せて再生に使用した余剰のガスをスタッ
クから放出することができる。
【００２１】請求項７に対応する発明は、原子炉格納容
器内に水素との還元反応が容易な金属酸化物を主成分と
する水素吸着材を充填した水素吸着材容器を設けてなる
ことを特徴とする。本発明によれば、設計ベースを超え
た事象の際に、原子炉格納容器内の雰囲気流体を水素吸
着材により水素濃度を低減させることができる。これに
より、設計ベースを超えた事象の際の原子炉格納容器内
の雰囲気を可燃限界以下に抑えることができる。
器内に水素との還元反応が容易な金属酸化物を主成分と
する水素吸着材を充填した水素吸着材容器を設けてなる
ことを特徴とする。本発明によれば、設計ベースを超え
た事象の際に、原子炉格納容器内の雰囲気流体を水素吸
着材により水素濃度を低減させることができる。これに
より、設計ベースを超えた事象の際の原子炉格納容器内
の雰囲気を可燃限界以下に抑えることができる。
【００２２】
【発明の実施の形態】図１により本発明に係る原子炉格
納容器内水素処理設備の第１の実施の形態を説明する。
図１は本実施の形態を概略的に系統図で示している。す
なわち、符号１で示す原子炉格納容器内には原子炉圧力
容器２がペデスタル３により支持されている。このペデ
スタル３と原子炉圧力容器２との間は下部ドライウェル
４が形成されている。また、原子炉格納容器１内は上部
に上部ドライウェル５が形成され、下部にサプレッショ
ンプール６が設けられている。
納容器内水素処理設備の第１の実施の形態を説明する。
図１は本実施の形態を概略的に系統図で示している。す
なわち、符号１で示す原子炉格納容器内には原子炉圧力
容器２がペデスタル３により支持されている。このペデ
スタル３と原子炉圧力容器２との間は下部ドライウェル
４が形成されている。また、原子炉格納容器１内は上部
に上部ドライウェル５が形成され、下部にサプレッショ
ンプール６が設けられている。
【００２３】上部ドライウェル５には第１の排気管７が
接続し、サプレッションプール６には第２の排気管８が
接続し、これらの排気管７，８は一体となって連通しベ
ント設備９に接続している。ベント設備９は電磁弁11お
よびラプチャディスク12を備えベント管13の一端に接続
し、ベント管13の他端は排気筒10に接続している。
接続し、サプレッションプール６には第２の排気管８が
接続し、これらの排気管７，８は一体となって連通しベ
ント設備９に接続している。ベント設備９は電磁弁11お
よびラプチャディスク12を備えベント管13の一端に接続
し、ベント管13の他端は排気筒10に接続している。
【００２４】一方、上部ドライウェル５と連通する第１
の可燃性ガス導出管14が弁15を介して接続し、この第１
の可燃性ガス導出管14はブロワ16および再結合器17で構
成した可燃性ガス濃度制御系18に接続している。可燃性
ガス濃度制御系18のガス出口側は第１の処理ガス戻り管
19の一端が接続し、第１の処理ガス戻り管19の他端は弁
20を介してサプレッションプール６に接続している。
の可燃性ガス導出管14が弁15を介して接続し、この第１
の可燃性ガス導出管14はブロワ16および再結合器17で構
成した可燃性ガス濃度制御系18に接続している。可燃性
ガス濃度制御系18のガス出口側は第１の処理ガス戻り管
19の一端が接続し、第１の処理ガス戻り管19の他端は弁
20を介してサプレッションプール６に接続している。
【００２５】これらの弁15，可燃性ガス導出管14，可燃
性ガス濃度制御系18，処理ガス戻り管19および弁20の系
統を第１の循環配管系と呼ぶ。この第１の循環配管系と
並列に水素吸着材容器21を主体とする第２の循環配管系
がドライウェル５とサプレッションプール６との間に設
けられている。
性ガス濃度制御系18，処理ガス戻り管19および弁20の系
統を第１の循環配管系と呼ぶ。この第１の循環配管系と
並列に水素吸着材容器21を主体とする第２の循環配管系
がドライウェル５とサプレッションプール６との間に設
けられている。
【００２６】第２の循環配管系はドライウェル５に連通
する弁22およびブロワ23を有する第２の可燃性ガス導出
管24と、この第２の可燃性ガス導出管24と接続する水素
吸着材容器21と、この水素吸着材容器21のガス出口側に
接続した弁25を有する第２の処理ガス戻り管26とからな
っている。水素吸着材容器21内には水素吸着材として金
属酸化物、例えば酸化第二銅（ＣｕＯ）が充填されてい
る。
する弁22およびブロワ23を有する第２の可燃性ガス導出
管24と、この第２の可燃性ガス導出管24と接続する水素
吸着材容器21と、この水素吸着材容器21のガス出口側に
接続した弁25を有する第２の処理ガス戻り管26とからな
っている。水素吸着材容器21内には水素吸着材として金
属酸化物、例えば酸化第二銅（ＣｕＯ）が充填されてい
る。
【００２７】酸化第二銅（ＣｕＯ）は例えばＺｎＯ，Ａ
ｌ2 Ｏ3 と混合した錠剤として水素吸着材容器21内に充
填し、大気中で安定である。水素とはつぎの反応式によ
り化合する。
ｌ2 Ｏ3 と混合した錠剤として水素吸着材容器21内に充
填し、大気中で安定である。水素とはつぎの反応式によ
り化合する。
【００２８】２ＣｕＯ+ Ｈ2 →Ｃｕ2 Ｏ＋Ｈ2 Ｏ 高温ではＣｕＯ＋Ｈ2 →Ｃｕ＋Ｈ2 Ｏ この反応式から明らかなように、原子炉格納容器１内に
発生した雰囲気中の水素吸着材の水素はＣｕＯと還元反
応により除去される。
発生した雰囲気中の水素吸着材の水素はＣｕＯと還元反
応により除去される。
【００２９】なお、この反応は発熱反応であり、Ｈ2 の
濃度に応じてガス温度が上昇する。また、酸化第二銅の
他に金属酸化物として酸化ルビジウム（ＲｂＯ）を使用
することもでき、この場合にも前述した例と同様の反応
により、同様の効果を奏することが認められる。
濃度に応じてガス温度が上昇する。また、酸化第二銅の
他に金属酸化物として酸化ルビジウム（ＲｂＯ）を使用
することもでき、この場合にも前述した例と同様の反応
により、同様の効果を奏することが認められる。
【００３０】次に本実施の形態の作用を説明する。原子
力プラント運転中は、本設備は機能要求がないため必要
に応じて他の設備と共に定期的な動的機器（弁22，ブロ
ワ23）の試験をするのみであるが、設計ベースを超えた
事象が発生した際は弁22の開操作およびブロワ23を起動
させる。これにより原子炉格納容器１内に多量に発生し
た水素は水素吸着材容器21内の例えば酸化第二銅（Ｃｕ
Ｏ）により低減させることができ、原子炉格納容器１内
の水素濃度は可燃限界以下とすることができる。
力プラント運転中は、本設備は機能要求がないため必要
に応じて他の設備と共に定期的な動的機器（弁22，ブロ
ワ23）の試験をするのみであるが、設計ベースを超えた
事象が発生した際は弁22の開操作およびブロワ23を起動
させる。これにより原子炉格納容器１内に多量に発生し
た水素は水素吸着材容器21内の例えば酸化第二銅（Ｃｕ
Ｏ）により低減させることができ、原子炉格納容器１内
の水素濃度は可燃限界以下とすることができる。
【００３１】本実施の形態によれば、設計ベースを超え
た事象の際において原子炉格納容器内に多量に発生する
水素の処理が可能となり、原子炉格納容器ベントの際に
可燃限界を超える状態となる可能性をなくすることがで
きる。
た事象の際において原子炉格納容器内に多量に発生する
水素の処理が可能となり、原子炉格納容器ベントの際に
可燃限界を超える状態となる可能性をなくすることがで
きる。
【００３２】なお、図１に示す第２の循環配管系のブロ
ワ23を削除して、ブロワ23を設置する必要のない構成と
することにより、水素処理設備の簡素化を図ることがで
きる。また、弁22，25を駆動源を持たせないで、全て静
的機器で構成することにより、故障の発生する確率を少
なくできるので、水素処理設備の簡素化を図ることがで
きる。
ワ23を削除して、ブロワ23を設置する必要のない構成と
することにより、水素処理設備の簡素化を図ることがで
きる。また、弁22，25を駆動源を持たせないで、全て静
的機器で構成することにより、故障の発生する確率を少
なくできるので、水素処理設備の簡素化を図ることがで
きる。
【００３３】つぎに図２により本発明に係る原子炉格納
容器内水素処理設備の第２の実施の形態を説明する。図
２中、図１と同一部分には同一符号を付して重複する部
分の説明は省略する。本実施の形態が第１の実施の形態
と異なる点は可燃性ガス制御系18のブロワ16と再結合器
17との間、つまり再結合器17のガス入口側と水素吸着材
容器21のガス入口側と弁27を有するガス導入管28で配管
接続し、また、水素吸着材容器21のガス出口側に弁29を
有する処理ガス出口管30を接続して、この処理ガス出口
管30を第１の処理ガス戻り管19に接続したことにある。
容器内水素処理設備の第２の実施の形態を説明する。図
２中、図１と同一部分には同一符号を付して重複する部
分の説明は省略する。本実施の形態が第１の実施の形態
と異なる点は可燃性ガス制御系18のブロワ16と再結合器
17との間、つまり再結合器17のガス入口側と水素吸着材
容器21のガス入口側と弁27を有するガス導入管28で配管
接続し、また、水素吸着材容器21のガス出口側に弁29を
有する処理ガス出口管30を接続して、この処理ガス出口
管30を第１の処理ガス戻り管19に接続したことにある。
【００３４】また、本実施の形態の他の例として水素吸
着材容器21の再生ガス出口側とベント管13とを弁31を有
する再生ガス放出管32で接続することにある。さらに、
本実施の形態のさらに他の例として水素吸着材容器21に
弁33を有する酸素供給管34を接続し、この酸素供給管34
を酸素源35に接続したことにある。
着材容器21の再生ガス出口側とベント管13とを弁31を有
する再生ガス放出管32で接続することにある。さらに、
本実施の形態のさらに他の例として水素吸着材容器21に
弁33を有する酸素供給管34を接続し、この酸素供給管34
を酸素源35に接続したことにある。
【００３５】次に本実施の形態の作用を説明する。プラ
ント運転中は、本設備は機能要求がないため必要に応じ
て他の設備と共に定期的な動的機器（弁27，29）の試験
をするのみであるが、設計ベースを超えた事象が発生し
た際は弁27，29および可燃性ガス制御系の弁20およびブ
ロワ16を起動させることにより原子炉格納容器１内に多
量に発生した水素は水素吸着材容器21内の金属酸化物
（ＭＯ）により低減させることができ、原子炉格納容器
１内の水素濃度は可燃限界以下とすることができる。
ント運転中は、本設備は機能要求がないため必要に応じ
て他の設備と共に定期的な動的機器（弁27，29）の試験
をするのみであるが、設計ベースを超えた事象が発生し
た際は弁27，29および可燃性ガス制御系の弁20およびブ
ロワ16を起動させることにより原子炉格納容器１内に多
量に発生した水素は水素吸着材容器21内の金属酸化物
（ＭＯ）により低減させることができ、原子炉格納容器
１内の水素濃度は可燃限界以下とすることができる。
【００３６】また、多量の水素を処理したことにより水
素吸着材容器21内の水素吸着材の水素処理性能が低下し
た場合は一旦原子炉格納容器１内の水素処理作業を中断
し、代りに水素吸着材容器21に配管34および弁33を介し
て酸素源35から酸素を送り込むことにより、水素吸着材
を再生し性能を回復させることが可能となる。この場
合、再生に使用したガスは配管32，弁31を経て排気筒10
から放出させる。
素吸着材容器21内の水素吸着材の水素処理性能が低下し
た場合は一旦原子炉格納容器１内の水素処理作業を中断
し、代りに水素吸着材容器21に配管34および弁33を介し
て酸素源35から酸素を送り込むことにより、水素吸着材
を再生し性能を回復させることが可能となる。この場
合、再生に使用したガスは配管32，弁31を経て排気筒10
から放出させる。
【００３７】つぎに本実施の形態において例えば金属酸
化物に酸化第二銅を使用した場合、水素を除去した後の
再生方法を説明する。再生反応は次の反応である。
化物に酸化第二銅を使用した場合、水素を除去した後の
再生方法を説明する。再生反応は次の反応である。
【００３８】Ｃｕ2 Ｏ（除去により生成した量）＋1/2
Ｏ2 →２ＣｕＯ Ｃｕ（除去により生成した量）＋1/2 Ｏ2 →ＣｕＯ 代表的な再生条件としては 酸素源からのガス中のＯ2 濃度１％以下 再生時の入口温度：50℃〜100 ℃ 圧力：常圧以上 なお、この反応は発熱反応であり、Ｏ2 濃度によりガス
温度が上昇する。
Ｏ2 →２ＣｕＯ Ｃｕ（除去により生成した量）＋1/2 Ｏ2 →ＣｕＯ 代表的な再生条件としては 酸素源からのガス中のＯ2 濃度１％以下 再生時の入口温度：50℃〜100 ℃ 圧力：常圧以上 なお、この反応は発熱反応であり、Ｏ2 濃度によりガス
温度が上昇する。
【００３９】水素処理のため酸化銅を主成分とする水素
吸着材以外による方法として、深冷分離法，吸収法，膜
分離法のガス分離技術を用いることも本実施の形態と同
等の効果を有する。また、本実施の形態では主目的であ
る水素処理と水素吸着材の再生処理は同時にはできない
が、酸素量等制御することにより同時に行うこともでき
る効果を有する。
吸着材以外による方法として、深冷分離法，吸収法，膜
分離法のガス分離技術を用いることも本実施の形態と同
等の効果を有する。また、本実施の形態では主目的であ
る水素処理と水素吸着材の再生処理は同時にはできない
が、酸素量等制御することにより同時に行うこともでき
る効果を有する。
【００４０】本実施の形態によれば、設計ベースを超え
た事象の際において原子炉格納容器内に多量に発生する
水素の処理が可能となり、原子炉格納容器ベントの際に
可燃限界を超える可能性をなくすることができる。ま
た、水素吸着材の再生作用を有効に活用することにより
水素吸着材の必要量を低減させることができる。
た事象の際において原子炉格納容器内に多量に発生する
水素の処理が可能となり、原子炉格納容器ベントの際に
可燃限界を超える可能性をなくすることができる。ま
た、水素吸着材の再生作用を有効に活用することにより
水素吸着材の必要量を低減させることができる。
【００４１】
【発明の効果】本発明によれば、設計ベースを超えた苛
酷事象時に、原子炉格納容器内に多量に発生する水素
を、水素除去するための酸素を必要とすることなく、水
素との還元反応が容易な金属酸化物を通して効率良く処
理することができる。したがって、原子炉格納容器ベン
ト時の水素爆発の危険性を回避することができる。
酷事象時に、原子炉格納容器内に多量に発生する水素
を、水素除去するための酸素を必要とすることなく、水
素との還元反応が容易な金属酸化物を通して効率良く処
理することができる。したがって、原子炉格納容器ベン
ト時の水素爆発の危険性を回避することができる。
【図１】本発明に係る原子炉格納容器内水素処理設備の
第１の実施の形態を示す機器，配管系統図。
第１の実施の形態を示す機器，配管系統図。
【図２】本発明に係る原子炉格納容器内水素処理設備の
第２の実施の形態を示す機器，配管系統図。
第２の実施の形態を示す機器，配管系統図。
【図３】従来の原子炉格納容器内水素処理設備を示す機
器，配管系統図。
器，配管系統図。
１…原子炉格納容器、２…原子炉圧力容器、３…ペデス
タル、４…下部ドライウェル、５…上部ドライウェル、
６…サプレッションプール、７…第１の排気管、８…第
２の排気管、９…ベント設備、10…排気筒、11…電動
弁、12…ラプチャディスク、13…ベント管、14…第１の
可燃性ガス導出管、15…弁、16…ブロワ、17…再結合
器、18…可燃性ガス濃度制御系、19…第１の処理ガス戻
り管、20…弁、21…水素吸着材容器、22…弁、23…ブロ
ワ、24…第２の可燃性ガス導出管、25…弁、26…第２の
処理ガス戻り管、27…弁、28…ガス導入管、29…弁、30
…処理ガス出口管、31…弁、32…再生ガス放出管、33…
弁、34…酸素供給管、35…酸素源。
タル、４…下部ドライウェル、５…上部ドライウェル、
６…サプレッションプール、７…第１の排気管、８…第
２の排気管、９…ベント設備、10…排気筒、11…電動
弁、12…ラプチャディスク、13…ベント管、14…第１の
可燃性ガス導出管、15…弁、16…ブロワ、17…再結合
器、18…可燃性ガス濃度制御系、19…第１の処理ガス戻
り管、20…弁、21…水素吸着材容器、22…弁、23…ブロ
ワ、24…第２の可燃性ガス導出管、25…弁、26…第２の
処理ガス戻り管、27…弁、28…ガス導入管、29…弁、30
…処理ガス出口管、31…弁、32…再生ガス放出管、33…
弁、34…酸素供給管、35…酸素源。
Claims (7)
- 【請求項１】 原子炉格納容器内のドライウェルに第１
の可燃性ガス導出管の一端を接続し、この第１の可燃性
ガス導出管の他端を可燃性ガス濃度制御系のガス入口側
に接続し、この可燃性ガス濃度制御系のガス出口側に第
１の処理ガス戻り管の一端を接続し、この第１の処理ガ
ス戻り管の他端を前記原子炉格納容器内のサプレッショ
ンプールに接続してなる第１の循環配管系と、前記原子
炉格納容器内のドライウェルに第２の可燃性ガス導出管
の一端を接続し、この第２の可燃性ガス導出管の他端を
水素との還元反応が容易な金属酸化物を主成分とする水
素吸着材を充填した水素吸着材容器のガス入口側に接続
し、この水素吸着材容器のガス出口側に第２の処理ガス
戻り管の一端を接続し、この第２の処理ガス戻り管の他
端を前記原子炉格納容器内のサプレッションプールに接
続してなる第２の循環配管系とを具備したことを特徴と
する原子炉格納容器内水素処理設備。 - 【請求項２】 前記第２の循環配管系の途中であって前
記原子炉格納容器外に手動で開閉可能な弁を取付けるこ
とを特徴とする請求項１記載の原子炉格納容器内水素処
理設備。 - 【請求項３】 原子炉格納容器内のドライウェルに第１
の可燃性ガス導出管の一端を接続し、この第１の可燃性
ガス導出管の他端を可燃性ガス濃度制御系のガス入口側
に接続し、この可燃性ガス濃度制御系のガス出口側に第
１の処理ガス戻り管の一端を接続し、この第１の処理ガ
ス戻り管の他端を前記原子炉格納容器内のサプレッショ
ンプールに接続してなる第１の循環配管系と、前記可燃
性ガス濃度制御系のガス入口側から分岐して配管接続し
た水素との還元反応が容易な金属酸化物を主成分とする
水素吸着材を充填した水素吸着材容器と、この水素吸着
材容器のガス出口側と前記第１の処理ガス戻り管とを接
続した処理ガス出口管とを具備したことを特徴とする原
子炉格納容器内水素処理設備。 - 【請求項４】 前記水素吸着材容器に酸素供給装置を接
続してなることを特徴とする請求項３記載の原子炉格納
容器内水素処理設備。 - 【請求項５】 前記水素吸着材容器に前記原子炉格納容
器内の処理済ガス中の窒素を注入する配管系を設けてな
ることを特徴とする請求項４記載の原子炉格納容器内水
素処理設備。 - 【請求項６】 原子炉格納容器内のドライウェルと連通
するベント設備と、このベント設備にベント管を介して
接続した排気筒と、前記原子炉格納容器内のドライウェ
ルとサプレッションプールとの間に可燃性ガス濃度制御
系を設けた第１の循環配管系と、この可燃性ガス濃度制
御系に設けた再結合器のガス入口側から分岐して弁を介
して配管接続した水素との還元反応が容易な金属酸化物
を主成分とする水素吸着材を充填した水素吸着材容器
と、この水素吸着材容器のガス出口側を前記ベント管に
接続した再生ガス放出管とを具備したことを特徴とする
原子炉格納容器内水素処理設備。 - 【請求項７】 原子炉格納容器内に水素との還元反応が
容易な金属酸化物を主成分とする水素吸着材を充填した
水素吸着材容器を設けてなることを特徴とする原子炉格
納容器内水素処理設備。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP10174232A JP2000009873A (ja) | 1998-06-22 | 1998-06-22 | 原子炉格納容器内水素処理設備 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP10174232A JP2000009873A (ja) | 1998-06-22 | 1998-06-22 | 原子炉格納容器内水素処理設備 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2000009873A true JP2000009873A (ja) | 2000-01-14 |
Family
ID=15975040
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP10174232A Pending JP2000009873A (ja) | 1998-06-22 | 1998-06-22 | 原子炉格納容器内水素処理設備 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2000009873A (ja) |
Cited By (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2014025446A1 (en) * | 2012-08-06 | 2014-02-13 | Pratt & Whitney Rocketdyne, Inc. | Contained flare system for post loss-of-coolant accident mitigation |
| JP2014108401A (ja) * | 2012-12-03 | 2014-06-12 | Toshiba Corp | 水素除去装置 |
| JP2014109522A (ja) * | 2012-12-03 | 2014-06-12 | Toshiba Corp | 水素除去装置 |
| CN104269195A (zh) * | 2014-10-13 | 2015-01-07 | 中国工程物理研究院材料研究所 | 模拟核电安全壳基准事故工况的实验系统及其实现方法 |
| EP2955719A3 (en) * | 2014-06-10 | 2016-02-24 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Nuclear power plant and reactor building gas treatment system |
| JP2018151361A (ja) * | 2017-03-15 | 2018-09-27 | 株式会社東芝 | 熱中性子炉炉心および熱中性子炉炉心の設計方法 |
| JP2020041834A (ja) * | 2018-09-06 | 2020-03-19 | 東芝エネルギーシステムズ株式会社 | 水素処理システム、原子炉施設および水素処理方法 |
| CN111276268A (zh) * | 2020-02-28 | 2020-06-12 | 西安交通大学 | 研究铅基堆蒸发器传热管破裂事故热工水力特性的实验装置及方法 |
| JP2021065855A (ja) * | 2019-10-25 | 2021-04-30 | 株式会社東芝 | 固定層反応装置及び気体処理装置 |
-
1998
- 1998-06-22 JP JP10174232A patent/JP2000009873A/ja active Pending
Cited By (13)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2014025446A1 (en) * | 2012-08-06 | 2014-02-13 | Pratt & Whitney Rocketdyne, Inc. | Contained flare system for post loss-of-coolant accident mitigation |
| CN104620324A (zh) * | 2012-08-06 | 2015-05-13 | 特拉华空气喷射火箭达因公司 | 用于冷却剂丧失事故后缓解的封闭式火炬系统 |
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| EP2955719A3 (en) * | 2014-06-10 | 2016-02-24 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Nuclear power plant and reactor building gas treatment system |
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| JP2020041834A (ja) * | 2018-09-06 | 2020-03-19 | 東芝エネルギーシステムズ株式会社 | 水素処理システム、原子炉施設および水素処理方法 |
| JP2021065855A (ja) * | 2019-10-25 | 2021-04-30 | 株式会社東芝 | 固定層反応装置及び気体処理装置 |
| JP7341853B2 (ja) | 2019-10-25 | 2023-09-11 | 株式会社東芝 | 固定層反応装置及び気体処理装置 |
| CN111276268A (zh) * | 2020-02-28 | 2020-06-12 | 西安交通大学 | 研究铅基堆蒸发器传热管破裂事故热工水力特性的实验装置及方法 |
| CN111276268B (zh) * | 2020-02-28 | 2021-08-27 | 西安交通大学 | 研究铅基堆蒸发器传热管破裂事故热工水力特性的实验装置及方法 |
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