JP2011012973A - Method and device for hydrogen disposal in reactor containment vessel - Google Patents
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Abstract
Description
本発明は、原子炉格納容器の水素処理方法及びその水素処理装置に係り、特に、沸騰水型原子力プラントに適用するのに好適な原子炉格納容器の水素処理方法及びその水素処理装置に関する。 The present invention relates to a reactor containment vessel hydrogen treatment method and a hydrogen treatment apparatus thereof, and more particularly to a reactor containment vessel hydrogen treatment method and a hydrogen treatment apparatus suitable for application to a boiling water nuclear power plant.
沸騰水型原子力プラント及び加圧水型原子力プラントでは、原子炉が原子炉格納容器内に設置されている。原子炉格納容器は、万が一、原子炉から放射性物質が漏洩した場合でも、放射性物質が外部の環境に放出されることを防止する機能を有している。 In a boiling water nuclear plant and a pressurized water nuclear plant, a nuclear reactor is installed in a reactor containment vessel. The reactor containment vessel has a function of preventing the radioactive material from being released to the outside environment even if the radioactive material leaks from the reactor.
例えば、沸騰水型原子力プラントに用いられる原子炉格納容器内には、原子炉が配置されるドライウェル、及びドライウェルとは隔離されたウエットウェルが形成されている。冷却水が貯蔵された圧力抑制プールがウエットウェル内に設けられている。一端がドライウェルに連絡されたベント管の他端が、圧力抑制プール内の冷却水に浸漬されている。 For example, in a reactor containment vessel used in a boiling water nuclear power plant, a dry well in which a nuclear reactor is disposed and a wet well isolated from the dry well are formed. A pressure suppression pool in which cooling water is stored is provided in the wet well. The other end of the vent pipe whose one end communicates with the dry well is immersed in the cooling water in the pressure suppression pool.
例えば、原子炉格納容器内で原子炉に接続された主蒸気管が破断した冷却材喪失事故が発生したとき、原子炉はスクラムされ、運転が停止される。主蒸気管の破断口からドライウェル内に放出された高温の水蒸気は、ベント管を通って圧力抑制プール内の冷却水中に放出され、凝縮される。このような水蒸気の凝縮によって原子炉格納容器内の圧力上昇が抑制される。 For example, when a loss-of-coolant accident occurs in which the main steam pipe connected to the reactor is broken in the reactor containment vessel, the reactor is scrammed and the operation is stopped. The high-temperature water vapor discharged from the broken opening of the main steam pipe into the dry well is discharged into the cooling water in the pressure suppression pool through the vent pipe and condensed. Such a condensation of water vapor suppresses the pressure increase in the reactor containment vessel.
原子炉の安全設計では、設計基準事象として考慮している冷却材喪失事故が発生したときには、まず、原子炉圧力容器内の燃料棒の温度が上昇して燃料棒の被覆管を構成するジルコニウム合金に含まれたジルコニウムと原子炉容器内の冷却水が反応して水素ガスが発生し、破断箇所からドライウェルに放出された放射性物質を含む水蒸気が上記したように圧力抑制プールへ排出され、さらに、原子炉圧力容器内の冷却水の放射線分解によって水素ガス及び酸素ガスが発生すると想定されている。 In the safety design of nuclear reactors, when a loss-of-coolant accident, which is considered as a design basis event, occurs, first the zirconium alloy that constitutes the cladding of the fuel rod due to the temperature rise of the fuel rod in the reactor pressure vessel The zirconium contained in the reactor and the cooling water in the reactor vessel react to generate hydrogen gas, and the water vapor containing the radioactive material released from the fractured portion to the dry well is discharged to the pressure suppression pool as described above, and It is assumed that hydrogen gas and oxygen gas are generated by radiolysis of the cooling water in the reactor pressure vessel.
冷却材喪失事故時においてドライウェルに放出された水蒸気に対する対策は、前述したように、その水蒸気を凝縮する圧力抑制プールを設けたことである。沸騰水型原子力プラントの運転時では、不活性ガスである窒素ガスが原子炉格納容器内に充填されている。冷却材喪失事故時に発生した水素及び酸素は、ドライウェルに放出される。水素及び酸素のそれぞれの一部は、ベント管を通して圧力抑制プール内に放出され、ウエットウェル内でプール水の液面上方の空間に蓄積される。ドライウェル及びウエットウェルの少なくとも一方で水素及び酸素のそれぞれの濃度が設定濃度を超えたとき、爆発の危険性があるため、沸騰水型原子力プラントでは、加熱式再結合器を用いた可燃性ガス処理装置が原子炉格納容器に設けられている。可燃性ガス処理装置は、ドライウェル(またはウエットウェル)内のガスをブロアで昇圧して加熱式再結合器に供給する。加熱式再結合器は、供給されるガスを加熱してこのガスに含まれている水素及び酸素を再結合して水にしている。可燃性ガス処理装置は、ドこの再結合により水素及び酸素の各濃度が低下したガスを、冷却器で冷却して原子炉格納容器に戻している。 As described above, the countermeasure against the water vapor released to the dry well at the time of the coolant loss accident is to provide a pressure suppression pool for condensing the water vapor. During operation of the boiling water nuclear power plant, nitrogen gas, which is an inert gas, is filled in the reactor containment vessel. Hydrogen and oxygen generated at the time of the coolant loss accident are released to the dry well. A part of each of hydrogen and oxygen is released into the pressure suppression pool through the vent pipe and is accumulated in the space above the liquid level of the pool water in the wet well. In boiling water nuclear power plants, there is a risk of explosion when the hydrogen and oxygen concentrations in at least one of the dry well and wet well exceed the set concentrations. A processing device is provided in the reactor containment vessel. The combustible gas processing apparatus boosts the gas in the dry well (or wet well) with a blower and supplies it to the heating recombiner. The heated recombiner heats the supplied gas to recombine hydrogen and oxygen contained in the gas into water. The combustible gas processing apparatus cools the gas having reduced concentrations of hydrogen and oxygen due to the recombination by a cooler and returns the gas to the reactor containment vessel.
外部動力を必要としない静的な可燃性ガス処理装置として、水素の酸化触媒を有する再結合器を用いた可燃性ガス処理装置が提案されている。このような可燃性ガス処理装置の例が、特開平2−98689号公報及び特開2006−322768号公報に記載されている。特開平2−98689号公報に記載された可燃性ガス処理装置は、原子炉格納容器の外部に配置された蒸気凝縮器及び触媒を有する水素酸化器(再結合器)を有している。冷却材喪失事故時にドライウェルに放出された水蒸気は蒸気凝縮器に導かれて凝縮され、蒸気凝縮器から排気された水素及び酸素を含むガスが水素酸化器に供給される。水素及び酸素は、水素酸化器内の触媒の作用によって再結合されて水になる。水素酸化器から排気された残りのガスはドライウェルに戻される。 As a static combustible gas processing apparatus that does not require external power, a combustible gas processing apparatus using a recombiner having a hydrogen oxidation catalyst has been proposed. Examples of such a combustible gas processing apparatus are described in Japanese Patent Application Laid-Open Nos. 2-98689 and 2006-322768. The combustible gas processing apparatus described in Japanese Patent Application Laid-Open No. 2-98689 has a hydrogen oxidizer (recombiner) having a steam condenser and a catalyst disposed outside the reactor containment vessel. The water vapor released to the dry well at the time of the loss of coolant accident is led to the vapor condenser to be condensed, and the gas containing hydrogen and oxygen exhausted from the vapor condenser is supplied to the hydrogen oxidizer. Hydrogen and oxygen are recombined into water by the action of the catalyst in the hydrogen oxidizer. The remaining gas exhausted from the hydrogen oxidizer is returned to the dry well.
特開2006−322768号公報に記載された可燃性ガス処理装置も、ドライウェルクーラ(蒸気凝縮器)及びアンモニア合成触媒層(再結合器)を有する。ドライウェルクーラはドライウェル内に配置され、アンモニア合成触媒層は原子炉格納容器外に配置される。冷却材喪失事故時にドライウェルに放出された水蒸気はドライウェルクーラで凝縮され、ドライウェルクーラから排気されたガスに含まれる水素及び酸素はアンモニア合成触媒層で再結合される。アンモニア合成触媒層から排気された残りのガスはウエットウェル内に導かれる。 The combustible gas treatment apparatus described in JP-A-2006-322768 also has a dry well cooler (vapor condenser) and an ammonia synthesis catalyst layer (recombiner). The dry well cooler is disposed in the dry well, and the ammonia synthesis catalyst layer is disposed outside the reactor containment vessel. The water vapor released to the dry well during the loss of coolant accident is condensed by the dry well cooler, and the hydrogen and oxygen contained in the gas exhausted from the dry well cooler are recombined by the ammonia synthesis catalyst layer. The remaining gas exhausted from the ammonia synthesis catalyst layer is guided into the wet well.
原子炉格納容器内の水素及び酸素を再結合させる可燃性ガス処理装置に設けられた再結合器内の触媒として酸化銅を用いた例が、特開平10−288694号公報及び特開2000−9873号公報に開示されている。再結合器に導入されるガスに含まれる酸素が低濃度であっても、酸化銅は、酸化銅に含まれる酸素を用いてそのガスに含まれる水素を処理することができる(下記の(1)式参照)。酸化銅に含まれる酸素が少なくなって銅になり水素の酸化処理能力が消失した場合には、再結合器内に酸素を供給し、(2)式の反応により銅を酸化銅に再生することができる。 An example in which copper oxide is used as a catalyst in a recombiner provided in a combustible gas processing apparatus for recombining hydrogen and oxygen in a nuclear reactor containment vessel is disclosed in JP-A-10-288694 and JP-A-2000-9873. It is disclosed in the gazette. Even if the oxygen contained in the gas introduced into the recombiner has a low concentration, the copper oxide can treat the hydrogen contained in the gas using the oxygen contained in the copper oxide ((1 below) ) See formula). When the oxygen contained in copper oxide is reduced to become copper and the oxidation treatment capability of hydrogen is lost, oxygen is supplied into the recombiner, and copper is regenerated into copper oxide by the reaction of formula (2). Can do.
水素処理: CuO+H2→Cu+H2O …(1)
再生処理: 2Cu+O2→2CuO …(2)
Hydrogen treatment: CuO + H 2 → Cu + H 2 O (1)
Regeneration treatment: 2Cu + O 2 → 2CuO (2)
冷却材喪失事故時にドライウェルに放出されたガスは、水素及び水蒸気の他に、放射性セシウム及び放射性ヨウ素を含んでいる場合がある。特に、放射性ヨウ素は再結合器内の酸化銅と反応しやすく(下記の(3)式参照)、水素処理能力を有しないヨウ化銅の形態に変化する。 The gas released into the dry well at the time of the coolant loss accident may contain radioactive cesium and radioactive iodine in addition to hydrogen and water vapor. In particular, radioactive iodine easily reacts with copper oxide in the recombiner (see the following formula (3)), and changes to a form of copper iodide that does not have hydrogen treatment capability.
2CuO+I2→2CuI+O2 …(3)
触媒として酸化銅を用いた再結合器に放射性ヨウ素を含むガスが流入したとき、酸化銅を用いた再結合器は、徐々に水素処理能力が低下してしまう。
2CuO + I 2 → 2CuI + O 2 (3)
When a gas containing radioactive iodine flows into a recombiner using copper oxide as a catalyst, the hydrogen treatment capacity of the recombiner using copper oxide gradually decreases.
本発明の目的は、放出されたガスに放射性ヨウ素が含まれている場合でも水素の処理能力を向上できる原子炉格納容器の水素処理方法及びその水素処理装置を提供することにある。 An object of the present invention is to provide a hydrogen treatment method for a nuclear reactor containment vessel and a hydrogen treatment apparatus for the same, which can improve the hydrogen treatment capacity even when the released gas contains radioactive iodine.
上記した目的を達成する本発明の特徴は、原子炉格納容器から供給されるガスに含まれている水蒸気を凝縮し、水蒸気が凝縮されたそのガスを酸化銅が充填された水素酸化装置に供給してガスに含まれている水素を酸化銅の作用により酸化させ、水素酸化装置の測定された線量が第1線量設定値を越えたとき、水素酸化装置に供給する前記ガスの量を減少させることにある。 A feature of the present invention that achieves the above-described object is that the water vapor contained in the gas supplied from the reactor containment vessel is condensed and the gas condensed with the water vapor is supplied to the hydrogen oxidizer filled with copper oxide. Then, the hydrogen contained in the gas is oxidized by the action of copper oxide, and when the measured dose of the hydrogen oxidizer exceeds the first dose set value, the amount of the gas supplied to the hydrogen oxidizer is decreased. There is.
水素酸化装置の測定された線量が第1線量設定値を越えたとき、水素酸化装置に供給するガスの量を減少させるので、水素酸化装置内の酸化銅のヨウ化銅化により低下した水素酸化装置の水素処理能力を向上させることができる。 When the measured dose of the hydrogen oxidizer exceeds the first dose setting value, the amount of gas supplied to the hydrogen oxidizer is reduced, so that the hydrogen oxidation decreased due to copper iodide in the hydrogen oxidizer. The hydrogen processing capacity of the apparatus can be improved.
本発明によれば、原子炉格納容器内に放出されたガスに放射性ヨウ素が含まれている場合でもそのガスに含まれている水素の処理能力を向上させることができる。 ADVANTAGE OF THE INVENTION According to this invention, even when radioactive iodine is contained in the gas discharge | released in the nuclear reactor containment vessel, the processing capacity of the hydrogen contained in the gas can be improved.
酸化銅は、酸素が少ない場合でも水素を酸化させる機能を有するので、可燃性ガスの処理を行う原子炉格納容器の水素処理装置に触媒として適用することは好ましいことである。発明者らは、冷却材喪失事故時に原子炉からドライウェルに放出された水蒸気に放射性ヨウ素が含まれているときにおいて、そのような利点を有する酸化銅を触媒に用いた水素酸化装置による水素の処理能力を向上できる対策を検討した。この検討結果を以下に説明する。 Since copper oxide has a function of oxidizing hydrogen even when oxygen is low, it is preferable to apply it as a catalyst to a hydrogen treatment apparatus of a nuclear reactor containment vessel that performs treatment of combustible gas. The inventors of the present invention, when radioactive iodine is contained in the water vapor released from the reactor to the dry well at the time of the loss of coolant accident, the hydrogen of the hydrogen oxidation apparatus using the copper oxide having such advantages as a catalyst We examined measures that could improve the processing capacity. The result of this examination will be described below.
ヨウ素は、酸化銅と極めて反応しやすい性質があり、水素酸化装置内の酸化銅の充填部に蓄積される。このため、酸化銅に蓄積した放射能を測定することにより、酸化銅と化学的に結合した放射性ヨウ素量を求めることができる。得られた放射性ヨウ素量の値に基づいて酸化銅の水素処理能力の低下の度合いを評価することができる。 Iodine has the property of being extremely easy to react with copper oxide, and is accumulated in the copper oxide filling portion in the hydrogen oxidation apparatus. For this reason, the radioactive iodine amount chemically combined with copper oxide can be obtained by measuring the radioactivity accumulated in the copper oxide. Based on the value of the amount of radioactive iodine obtained, the degree of decrease in the hydrogen treatment capacity of copper oxide can be evaluated.
原子炉内で発生する放射性ヨウ素の大半はI−131及びI−133である。I−131の半減期は8.06日であり、I−133のそれは20.8時間であり、比較的短い。また、いずれの放射性ヨウ素も壊変した後はガス成分であるXeとなる。 Most of the radioactive iodine generated in the reactor is I-131 and I-133. The half-life of I-131 is 8.06 days and that of I-133 is 20.8 hours, which is relatively short. Further, after any radioactive iodine is destroyed, it becomes Xe which is a gas component.
酸化銅は放射性ヨウ素と反応することによってヨウ化銅になる。発明者らは、このヨウ化銅を用いて、ヨウ化銅内の放射性ヨウ素が壊変した後で水素処理性能が再生できることを実験により確認した。この実験結果を以下に説明する。ヨウ化銅内の放射性ヨウ素が壊変した後、そのヨウ化銅は銅単体に戻る。この銅単体を酸素と反応させて再生処理を行うことによって、銅単体が酸化銅に再生される。再生された酸化銅に水素を含むガスを接触させると、ガスに含まれた水素は酸化銅の酸素と結合して水になり、ガスの水素濃度が低下した。発明者らは、以上の実験結果に基づいて、ヨウ化銅内の放射性ヨウ素が壊変した後で酸素を用いた再生処理を行うことによって、水素処理能力が再生された酸化銅を得ることができることを確認した。 Copper oxide becomes copper iodide by reacting with radioactive iodine. The inventors have confirmed by experiments that the hydrogen treatment performance can be regenerated after the radioactive iodine in the copper iodide is destroyed using this copper iodide. The experimental results will be described below. After the radioactive iodine in copper iodide is destroyed, the copper iodide returns to copper alone. By reacting the copper simple substance with oxygen and performing a regeneration treatment, the copper simple substance is regenerated into copper oxide. When a hydrogen-containing gas was brought into contact with the regenerated copper oxide, the hydrogen contained in the gas was combined with oxygen in the copper oxide to become water, and the hydrogen concentration of the gas was lowered. Based on the above experimental results, the inventors can obtain copper oxide with regenerated hydrogen treatment capacity by performing regeneration treatment using oxygen after the radioactive iodine in copper iodide has been destroyed. It was confirmed.
さらに、発明者らは、放射性ヨウ素により酸化銅の水素処理性能が一旦低下しても、ある時間放置すれば、ヨウ化銅内の放射性ヨウ素が壊変することに着目した。この現象、及び上記の実験結果で得られた知見に基づいて、酸化銅に蓄積した放射能の量を測定し、その測定結果に基づいて酸化銅による水素処理を調節することによって、放出されたガスに放射性ヨウ素が含まれている場合でも水素の処理能力を向上できることを、発明者らが見出した。 Furthermore, the inventors have paid attention to the fact that radioactive iodine in copper iodide is destroyed when left for a certain period of time even if the hydrogen treatment performance of copper oxide once decreases due to radioactive iodine. Based on this phenomenon and the knowledge obtained from the above experimental results, the amount of radioactivity accumulated in the copper oxide was measured, and the hydrogen treatment by the copper oxide was adjusted based on the measurement result. The inventors have found that the hydrogen treatment capability can be improved even when the gas contains radioactive iodine.
具体的には、酸化銅の線量が設定値よりも高くなった場合には、酸化銅の一部が放射性ヨウ素と反応して酸化銅の水素処理能力が低下しているので、水素酸化装置に供給するガス量を制御して減少させる。その後、酸化銅内の放射性ヨウ素の線量が、放射性ヨウ素の半減期に基づいて低下する。酸化銅の放射能が設定値以下になったとき、酸化銅を充填した水素酸化装置へのガスの供給量を増加させる。また、水素酸化装置へのガスの供給量を減少させてガスを供給し続ける替りに、酸化銅の線量が設定値よりも高くなった場合には、水素酸化装置へのガスの供給を停止して水素の処理を中止し、水素酸化装置の線量が設定値以下に低下したときに酸化銅による水素処理を再開することも有効である。 Specifically, when the copper oxide dose is higher than the set value, a part of the copper oxide reacts with radioactive iodine, and the hydrogen treatment capacity of copper oxide is reduced. Control and reduce the amount of gas supplied. Thereafter, the dose of radioactive iodine in the copper oxide decreases based on the half-life of radioactive iodine. When the radioactivity of copper oxide falls below the set value, the amount of gas supplied to the hydrogen oxidizer filled with copper oxide is increased. Also, instead of continuing to supply gas by reducing the gas supply amount to the hydrogen oxidizer, if the copper oxide dose becomes higher than the set value, the gas supply to the hydrogen oxidizer is stopped. It is also effective to stop the hydrogen treatment and restart the hydrogen treatment with copper oxide when the dose of the hydrogen oxidizer drops below the set value.
水素酸化装置の線量が設定値よりも高くなったとき、凝縮装置の凝縮性能を向上させ、水素酸化装置に供給するガスに含まれる水蒸気の量を減少させてもよい。凝縮装置の凝縮性能を向上させることによって、水蒸気の凝縮量が増大し、ガスに含まれる放射性ヨウ素が水蒸気の凝縮によって生成される凝縮水に回収される放射性ヨウ素の量が増大する。このため、酸化銅が充填された水素酸化装置に供給される放射性ヨウ素の量が減少する。 When the dose of the hydrogen oxidizer becomes higher than the set value, the condensation performance of the condenser may be improved, and the amount of water vapor contained in the gas supplied to the hydrogen oxidizer may be reduced. By improving the condensing performance of the condensing device, the amount of water vapor condensed increases, and the amount of radioactive iodine recovered in the condensed water produced by condensing the water-containing radioactive iodine by the water vapor increases. For this reason, the amount of radioactive iodine supplied to the hydrogen oxidizer filled with copper oxide is reduced.
本発明の好適な一実施例である実施例1の原子炉格納容器の水素処理装置を、図1を用いて説明する。 A hydrogen treatment apparatus for a reactor containment vessel according to embodiment 1, which is a preferred embodiment of the present invention, will be described with reference to FIG.
沸騰水型原子力プラント1は、原子炉格納容器3内に原子炉2を設置している。タービン(図示せず)に接続された主蒸気配管4が原子炉2に接続されている。主蒸気配管4は原子炉格納容器3を貫通し、隔離弁5,6が原子炉格納容器3の内外で主蒸気配管4に設置されている。原子炉格納容器3は、気密性を有し、原子炉2から、万が一、放射性物質が漏洩しても外部の環境にこの放射性物質が漏洩することを防止する機能を有する。
The boiling water nuclear power plant 1 has a
水素処理装置10は、ブロア11、凝縮装置12、水素酸化装置13、放射線測定装置27及び酸素供給装置16を備えている。ブロア11及び凝縮装置12は、原子炉格納容器3に接続される配管17に設置され、配管17は切替え弁23に接続される。切替え弁23に接続された配管18は水素酸化装置13の入口に接続される。触媒である酸化銅14が水素酸化装置13内に充填されている。加熱器15が水素酸化装置13を取り囲んで水素酸化装置13に設けられる。水素酸化装置13の出口に接続された配管19は切替え弁24に接続される。切替え弁24に接続された配管20は原子炉格納容器3に接続される。配管17,18,19及び20は、原子炉格納容器3内のガスを循環させる、水素処理装置10の循環配管を構成する。
The
酸素供給装置16が切替え弁23と切替え弁24を接続する配管21に接続され、酸素能度計26が配管21に設置される。
The
水素濃度計25が配管19に設けられ、放射線測定装置27が水素酸化装置13の周囲に設置される。水素濃度計25及び放射線測定装置27が制御装置28に接続される。
A
沸騰水型原子力プラントの通常運転時においては、原子炉2内で発生した水蒸気が主蒸気配管4を通してタービンに供給される。このとき、隔離弁5,6は開いている。タービンは、水蒸気によって駆動され、連結されている発電機(図示せず)を回転させる。この発電機によって発電が行われる。原子炉格納容器3内は窒素ガス雰囲気になっている。
During normal operation of the boiling water nuclear power plant, water vapor generated in the
例えば、原子炉格納容器3内で主蒸気配管4が破断して冷却材喪失事故が発生したとする。原子炉2内の高温高圧の冷却水が、主蒸気配管4の破断口から原子炉格納容器3内に高温の水蒸気になって排出される。この水蒸気は、原子炉格納容器3内のウェットウエル(図示せず)内に形成された圧力抑制プール(図示せず)のプール水中に放出されて凝縮される。この水蒸気の凝縮によって原子炉格納容器3内の圧力上昇が抑制される。
For example, it is assumed that the main steam pipe 4 is broken in the reactor containment vessel 3 and a coolant loss accident occurs. The high-temperature and high-pressure cooling water in the
冷却材喪失事故が発生したとき、ブロア11が駆動され、加熱器15によって水素酸化装置13内の酸化銅14が加熱される。加熱装置15は、酸化銅14の温度が250℃になるように加熱量を制御する。
When a coolant loss accident occurs, the
冷却材喪失事故時に原子炉格納容器3内に放出される水蒸気は、原子炉2内で冷却水の放射線分解で発生した水素及び酸素を含んでいる。原子炉格納容器3内の水素、酸素及び水蒸気を含むガスが、ブロア11の駆動によって配管17内に流入し、凝縮装置12内に導かれる。水蒸気は、凝縮装置12で凝縮されてガスから除去される。水蒸気の凝縮によって発生した水は、配管22を通して原子炉格納容器3内の圧力抑制プールに排出される。
The water vapor released into the reactor containment vessel 3 at the time of the loss of coolant accident contains hydrogen and oxygen generated by radiolysis of the cooling water in the
冷却材喪失事故の発生信号を入力した制御装置28は、切替え弁23,24を制御し、切替え弁23によって配管17を配管18に連絡させ、切替え弁24によって配管19を配管20に連絡させる。このとき、配管21の配管17及び18への連絡は切替え弁23によって阻止されている。配管21の配管19及び20への連絡は切替え弁24によって阻止されている。
The
凝縮装置12から排出されて水素及び酸素を含むガスは、配管18を通って水素酸化装置13内に供給される。水素酸化装置13に供給されたガスに含まれた水素は、触媒である酸化銅14の作用によって、そのガスに含まれた酸素と反応して酸化され、水になる。水素酸化装置13に供給されるガスに含まれる水素濃度がそのガスに含まれる酸素濃度に比べて多いときには、水素は酸化銅14に含まれた酸素と反応して酸化され、水になる。酸化銅14は、加熱装置15によって、水素と酸化銅の反応に適した温度である250℃に調整されている。水素酸化装置13内は250℃の高温状態になっているので、水素酸化装置13内で水素の酸化反応により生成された水は、水蒸気の状態になる。
The gas containing hydrogen and oxygen discharged from the
水素酸化装置13内での水素の酸化反応により水素濃度及び酸素濃度が低下し、反応で生成された水蒸気を含むガスが、水素酸化装置13から排出され、配管19,20を通って原子炉格納容器3内に戻される。原子炉格納容器3内のガスが、水素処理装置10の循環配管内を循環することによって水素酸化装置13で水素及び酸素が処理されるので、原子炉格納容器3内のガスに含まれた水素及び酸素のそれぞれの濃度が減少する。
The hydrogen concentration and oxygen concentration are reduced by the oxidation reaction of hydrogen in the
水素酸化装置13内の酸化銅14の大半が銅に還元され、酸化銅14による水素処理能力が低下した場合には、酸素供給装置16より酸素を水素酸化装置13内に供給する。水素酸化装置13内への酸素の供給は、以下のように行われる。
When most of the
水素酸化装置13内に供給されるガスに放射性ヨウ素が含まれているとき、水素酸化装置13内の酸化銅14はその放射性ヨウ素と反応してヨウ化銅になる。生成されたヨウ化銅から放射線が放出される。放射線測定装置27がヨウ化銅から放出される放射線を測定する。放射線測定装置27で測定された線量(線量測定値)は、制御装置28に入力される。水素酸化装置13から配管19に排出されたガスに含まれる水素の濃度は、水素濃度計25によって測定される。水素濃度計25で測定された水素濃度測定値も、制御装置28に入力される。酸化銅14のヨウ化銅化及び酸化銅14の銅化によって酸化銅14による水素処理能力が低下したとき、水素酸化装置13から配管19に排出されたガスの水素濃度が増大する。酸化銅14の水素処理能力の低下は、水素濃度計25で測定された水素濃度測定値に基づいて判断することができる。
When radioactive iodine is contained in the gas supplied into the
制御装置28は、放射線測定装置27から入力した線量測定値が線量設定値以下で、水素濃度計25から入力した水素濃度測定値が水素濃度設定値よりも高いとき、酸化銅14の銅化により酸化銅14の水素処理能力が低下したと判定する。このとき、制御装置28は、図2に示すように、切替え弁23を切り替えて配管21と配管18を連絡し、配管17と配管18の連絡を封鎖し、さらに、切替え弁24を切り替えて配管21と配管19を連絡し、配管19と配管20の連絡を封鎖する。同時に、制御装置28は、ブロア11を停止する。制御装置28は、切替え弁23,24の切替えが完了した後、酸素供給装置16から配管21への酸素の供給を開始させる。
When the dose measurement value input from the
酸素供給装置16から配管21内に供給された酸素は、切替え弁23及び配管18を通って水素酸化装置13内に供給される。酸素が供給された水素酸化装置13内で(2)式の反応が生じ、銅が酸化銅に再生される。水素酸化装置13から排出されて切替え弁24を通って配管21に戻される酸素の濃度が、酸素濃度計26によって測定される。酸素濃度計26によって測定された酸素濃度測定値を制御装置28で監視しながら、酸素供給装置16から配管21内にへの酸素の供給を制御する。酸素の供給によって水素酸化装置13内の銅が全て酸化銅に再生されたとき、水素酸化装置13から切替え弁24を通って配管21に戻される酸素の濃度が上昇する。酸素濃度計26で測定した酸素濃度測定値が酸素濃度設定値よりも高くなったとき、制御装置28は、酸素供給装置16から配管21への酸素の供給を停止し、切替え弁23,24を切り替える。
Oxygen supplied from the
これらの切替え弁の切替え操作によって、配管17が切替え弁23を介して配管18に連絡され、配管19が切替え弁24を介して配管20に連絡される。配管21は配管18及び19から切り離される。制御装置28は、ブロア11の駆動を再開させる。原子炉格納容器3内の水素、酸素及び水蒸気を含むガスが凝縮装置12に供給され、水蒸気が除かれて水素及び酸素を含むガスが、水素酸化装置13に供給される。水素酸化装置13内の酸化銅14によって水素の酸化処理が再開される。
By the switching operation of these switching valves, the piping 17 is communicated with the piping 18 via the switching
制御装置28は、放射線測定装置27から入力した線量測定値が第1線量設定値を超えたとき、酸化銅14のヨウ化銅化により酸化銅14の水素処理能力が低下したと判定する。この判定が成されたとき、制御装置28は、ブロア11の回転速度を減少させる。このため、原子炉格納容器3から配管17内に流入するガスの流量が減少し、水素酸化装置13に供給される水素及び酸素を含むガスの量も減少する。結果的に、水素酸化装置13に供給されるガスに含まれる放射性ヨウ素の量が著しく少なくなり、酸化銅14がヨウ化銅になる割合が低減される。酸化銅14による水素の酸化処理量も少なくなる。
When the dose measurement value input from the
放射性ヨウ素の半減期の作用によって生成されたヨウ化銅に含まれた放射性ヨウ素が壊変することによって、そのヨウ化銅は銅になる。水素酸化装置13内のヨウ化銅の線量が低下したことは、放射線測定装置27で測定した線量測定値が低下したことによって知ることができる。制御装置28は、放射線測定装置27から入力した線量測定値が第1線量設定値よりも低い第2線量設定値以下になったとき、水素酸化装置13内のヨウ化銅の線量が低下したと判定する。この判定を行ったとき、制御装置28は、ブロア11を停止し、切替え弁23,24を操作して配管21と配管18を、配管21と配管19をそれぞれ連絡させる。その後、酸素供給装置16からの酸素を水素酸化装置13に供給して、前述したように、銅を酸化銅14に再生する。酸素濃度計26で測定した酸素濃度測定値が酸素濃度設定値よりも高くなったとき、制御装置28は、酸素供給装置16から配管21への酸素の供給を停止し、切替え弁23,24を元の状態に切り替え、ブロア11を駆動する。水素酸化装置13内では、酸化銅14による水素の酸化処理が再開される。
When the radioactive iodine contained in the copper iodide produced | generated by the effect | action of the half-life of a radioactive iodine disintegrates, the copper iodide turns into copper. It can be known that the dose of copper iodide in the
本実施例では、放射線測定装置27を設けているので、放射性ヨウ素の水素酸化装置13への流入によって酸化銅14がヨウ化銅化されて水素酸化装置13の水素処理能力が低下したことを知ることができる。放射線測定装置27の線量測定値に基づいて水素酸化装置13に供給するガスの量を減少させて水素酸化装置13内のヨウ化銅を金属銅にし、この金属銅を酸化銅14に再生するので、放射性ヨウ素によって水素処理能力が低下した水素酸化装置13の水素処理能力を向上させることができる。
In the present embodiment, since the
本実施例によれば、水素酸化装置13に供給するガスに含まれる水蒸気を予め凝縮装置12で凝縮させて除去するので、水素酸化装置13に供給される水蒸気の量が著しく減少する。水素酸化装置13に供給される水蒸気の量の減少は、酸化銅14による水素の処理効率を向上させる。
According to the present embodiment, since the water vapor contained in the gas supplied to the
酸化銅14に含まれている酸素を利用した水素の酸化処理によって、酸化銅14が金属銅になった場合でも、水素酸化装置13内に酸素を供給してその金属銅を酸化銅14に再生することができる。このため、酸化銅14に含まれた酸素が水素の酸化処理に利用された場合でも、再生により水素酸化装置13の水素処理能力を向上させることができる。
Even when the
放射線測定装置27で測定された線量測定値及び水素濃度計25で測定された水素濃度測定値は、操作盤(図示せず)の表示装置に表示される。このため、オペレータは、この表示装置を見ることによって水素酸化装置13内の酸化銅14の状態、すなわち、水素酸化装置13の水素処理能力を把握することができる。
The dose measurement value measured by the
水素酸化装置13に供給するガスの量の減少は、ブロア11の回転速度を低減する替りに、ブロア11の出口側で配管17に流量調節弁を設け、この流量調節弁の開度を減少させることによって行ってもよい。
In order to reduce the amount of gas supplied to the
オペレータが、表示装置に表示された線量測定値及び水素濃度測定値に基づいて、制御装置28で実行される各制御を手動で行ってもよい。
The operator may manually perform each control executed by the
上記した実施例では、放射線測定装置27から入力した線量測定値が第1線量設定値を超えたとき、制御装置28がブロア11の回転速度を減少させたが、制御装置28によってブロア11の駆動を停止してもよい。水素酸化装置13への放射性ヨウ素を含むガスの供給が停止されるので、水素酸化装置13で新たにヨウ化銅が生成されることはなく、ブロア11の停止中に既に生成されているヨウ化銅の全てを金属銅に変えることができる。その後、前述したように、酸素を水素酸化装置13内に供給してその金属銅を酸化銅14に再生する。ブロア11の停止によって、水素酸化装置13内の全てのヨウ化銅を酸化銅14に再生することがより短時間に行うことができる。
In the above-described embodiment, when the dose measurement value input from the
水素酸化装置13に供給するガスの量の減少は、ブロア11の回転速度を低減する替りに、ブロア11の出口側で配管17に流量調節弁を設け、この流量調節弁の開度を減少させることによって行ってもよい。
In order to reduce the amount of gas supplied to the
本発明の他の実施例である実施例2の原子炉格納容器の水素処理装置を、図3を用いて説明する。本実施例の水素処理装置10Aは、放射線測定装置27で測定した線量測定値が線量設定値を超えたとき、ブロア11の回転速度を低減する(またはブロア11を停止する)のに対し、ポンプ32の速度を低減して凝縮装置12に供給する冷却水の量を減少させる構成を有する。
A hydrogen treatment apparatus for a reactor containment vessel according to
冷却材喪失事故の発生信号を入力した制御装置28は、実施例1と同様に、切替え弁23,24を操作して配管17と配管18を、配管19と配管20をそれぞれ連絡させ、ブロア11を駆動する。冷却材喪失事故時に例えば主蒸気配管4の破断箇所から原子炉格納容器3内に噴出した、水素、酸素及び水蒸気を含むガスが、配管17内に流入する。水素処理装置10Aは、実施例1の水素処理装置10と同様に、凝縮装置12で水蒸気を凝縮し、水素酸化装置13で酸化銅14の作用により水素を酸化させ、水蒸気を生成する。
As in the first embodiment, the
冷却水が、ポンプ32の駆動によって冷却水供給管31を通して凝縮装置12に設けられた伝熱管30内に供給される。配管17により凝縮装置12内に供給された水蒸気は、伝熱管30内を流れる冷却水によって冷却されて凝縮される。このような水蒸気を凝縮させる仕組みは、実施例1における凝縮装置12も備えている。
The cooling water is supplied into the
水素酸化装置13への酸素の供給による酸化銅への再生処理も、実施例1と同様に、本実施例でも実施される。
The regeneration process for copper oxide by supplying oxygen to the
放射線測定装置27で測定した線量測定値が線量設定値を超えたとき、その線量測定値を入力した制御装置28は、ポンプ32の回転速度を増加させる。このため、伝熱管30内に供給される冷却水量が増大し、凝縮装置12に供給された水蒸気の凝縮量が増加する。このため、凝縮装置12内で水蒸気の凝縮により生成された凝縮水に回収される、水蒸気に含まれる放射性ヨウ素の量が増加する。この結果、水素酸化装置13に供給されるガスに含まれる放射性ヨウ素の量が著しく少なくなる。本実施例では、制御装置28は、放射線測定装置27で測定した線量測定値が線量設定値を超えたときに、ブロア11の回転速度を減少させる制御(またはブロア11を停止する制御)を行わない。
When the dose measurement value measured by the
本実施例は、凝縮装置12に供給する冷却水の流量を増大させて水蒸気の凝縮量を増大させるので、水素酸化装置13に供給される放射性ヨウ素の量を著しく少なくできる。水素酸化装置13内に充填された酸化銅14のヨウ化銅化が著しく少なくなるので、酸化銅14の水素処理能力を向上させることができる。本実施例は、実施例1で生じる各効果も得ることができる。
In the present embodiment, the amount of radioactive iodine supplied to the
実施例1及び2の原子炉格納容器の水素処理装置は、加圧水型原子力プラントの原子炉格納容器にも適用することができる。 The hydrogen treatment apparatus for the reactor containment vessel according to the first and second embodiments can be applied to the reactor containment vessel of the pressurized water nuclear plant.
本発明は、沸騰水型原子力プラント及び加圧水型原子力プラントに適用することができる。 The present invention can be applied to a boiling water nuclear plant and a pressurized water nuclear plant.
1…沸騰水型原子力プラント、2…原子炉、3…原子炉格納容器、4…主蒸気配管、10,10A…水素処理装置、11…ブロア、12…凝縮装置、13…水素酸化装置、14…酸化銅、15…加熱装置、16…酸素供給装置、23,24…切替え弁、25…水素濃度計、27…放射線測定装置、28…制御装置、30…伝熱管、31…冷却水供給管、32…ポンプ。
DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Boiling water type nuclear power plant, 2 ... Reactor, 3 ... Reactor containment vessel, 4 ... Main steam piping, 10, 10A ... Hydrogen treatment apparatus, 11 ... Blower, 12 ... Condensing apparatus, 13 ... Hydrogen oxidizer, 14 DESCRIPTION OF SYMBOLS ... Copper oxide, 15 ... Heating device, 16 ... Oxygen supply device, 23, 24 ... Switching valve, 25 ... Hydrogen concentration meter, 27 ... Radiation measuring device, 28 ... Control device, 30 ... Heat transfer tube, 31 ... Cooling
Claims (7)
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Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2009154765A JP2011012973A (en) | 2009-06-30 | 2009-06-30 | Method and device for hydrogen disposal in reactor containment vessel |
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Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2014108401A (en) * | 2012-12-03 | 2014-06-12 | Toshiba Corp | Hydrogen removal device |
JP2015187553A (en) * | 2014-03-26 | 2015-10-29 | 株式会社東芝 | Hydrogen treatment device |
JP2018146460A (en) * | 2017-03-08 | 2018-09-20 | 株式会社東芝 | Hydrogen removal device |
-
2009
- 2009-06-30 JP JP2009154765A patent/JP2011012973A/en active Pending
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