JP2013246098A - 原子炉建屋の可燃性ガス処理システム及び方法 - Google Patents

Abstract

【課題】原子力プラント事故に伴い水素が漏洩しても原子炉建屋の健全性が確保される可燃性ガス処理技術を提供する。
【解決手段】原子炉建屋の可燃性ガス処理システム１０は、核燃料が装填される炉心１１を収容する原子炉圧力容器１２が格納される原子炉格納容器１３を包囲する原子炉建屋１４と、この原子炉建屋１４の内部空間が仕切体１５により仕切られた区画１６の上下階層を連通する連通孔１７に設けられ可燃性ガスを不燃化するガス処理部２０と、を備えている。
【選択図】 図１

Description

本発明は、原子力プラント事故に伴い発生し、原子炉建屋に漏洩した可燃性ガスを処理する技術に関する。

原子力プラントにおける原子炉建屋は、原子炉の万が一の事故により内部に放射性物質が漏洩した場合に備え、内部ガスをファンで排気し、フィルタで放射性物質を除去し、排気筒から放出する非常用ガス処理系が設けられている。

仮に、主蒸気管等の一次冷却系配管が破断したとすると、高温・高圧の一次冷却材が放出され、原子炉格納容器内部の圧力・温度が急激に上昇することになる。
このような事象の下において、原子炉内で冷却材として使用される水は、放射線により水素と酸素に分解される。さらに、原子炉内の燃料被覆管の温度が上昇する場合には、水蒸気と燃料被覆管材料のジルコニウムとの間で反応が起こり（以下、Metal−Water反応という）、短時間で水素が大量に発生する。

このようにして発生した水素は、破断した配管の破断口等から冷却材と共に原子炉格納容器内に放出され、水素濃度を上昇させるとともに内部圧力も上昇させる。
このような状況で原子炉格納容器の高圧力状態が継続すると、原子炉格納容器から原子炉建屋へ水素と放射性物質を含むガスの漏洩が生じる。

通常、電源が使用できる場合は、非常用ガス処理系が作動し、原子炉建屋の水素を含む内部ガスが、放射性物質をフィルタ除去した後に外気に排気される。
しかし、電源喪失時や電源復旧の遅れにより非常用ガス処理系が作動しないか又は作動が遅れる場合は、原子炉建屋内に漏洩した水素は雰囲気中の酸素と混合し、水素濃度が１２．５〜１７ｖｏｌ％を超えたところで爆轟を生じる可能性がある。

このような電源喪失時において、原子炉建屋の内部に漏洩した水素の処理技術として、触媒式の可燃性ガス処理装置を静的に用いる方法が開示されている（例えば、特許文献１参照）。

特開２００９−６９１２１号公報

しかし、触媒式の可燃性ガス処理装置を静的に用いる方法では、排気が低水素濃度でかつ反応熱で高温となっている関係で、装置の設置高さより上方は高温で低水素濃度の領域が形成され、下方には高水素濃度の領域が残留してしまう課題がある。

そこで、可燃性ガス処理装置を床面近傍に設置する対処法が考えられる。
しかし、水素の漏洩箇所が区画の上層部である場合は、水素は比重が小さいために天井部分から蓄積していく傾向がある。このため、区画の上層部に相当量の水素が蓄積した後に静的可燃性ガス処理装置が作動することになり、逆に爆轟の危険性が高まる課題がある。

考えられる事故の様々なシナリオに対処するために、可燃性ガス処理装置を各区画の上層部と下層部にそれぞれ配置することが考えられる。しかし、保守点検にかかる手間や時間やその他の事情を考慮すると現実的でない。さらに、各区間の天井付近に設けられているケーブルが、水素の処理に伴う発熱によって劣化する懸念がある。

本発明はこのような事情を考慮してなされたもので、原子力プラント事故に伴い水素が漏洩しても原子炉建屋の健全性が確保される可燃性ガス処理技術を提供することを目的とする。

原子炉建屋の可燃性ガス処理システムにおいて、核燃料が装填される炉心を収容する原子炉圧力容器が格納される原子炉格納容器を包囲する原子炉建屋と、前記原子炉建屋の内部空間が仕切体により仕切られた区画の上下階層を連通する連通孔に設けられ可燃性ガスを不燃化するガス処理部と、を備えることを特徴とする。

本発明により、原子力プラント事故に伴い水素が漏洩しても原子炉建屋の健全性が確保される可燃性ガス処理技術が提供される。

本発明に係る原子炉建屋の可燃性ガス処理システムの第１実施形態を示す断面図。 各実施形態に適用されるガス処理部の実施例を示す断面図。 各実施形態に適用されるガス処理部の実施例を示す断面図。 各実施形態に適用されるガス処理部の実施例を示す断面図。 本発明に係る原子炉建屋の可燃性ガス処理システムの第２実施形態を示す断面図。 本発明に係る原子炉建屋の可燃性ガス処理システムの第３実施形態を示す断面図。

（第１実施形態）
以下、本発明の実施形態を添付図面に基づいて説明する。
図１に示すように、第１実施形態に係る可燃性ガス処理システム１０は、核燃料が装填される炉心１１を収容する原子炉圧力容器１２が格納される原子炉格納容器１３を包囲する原子炉建屋１４と、この原子炉建屋１４の内部空間が仕切体１５により仕切られた区画１６の上下階層を連通する連通孔１７に設けられ可燃性ガスを不燃化するガス処理部２０と、を備えている。
なお、数字符号が共通する構成要素の各々は、アルファベットを付記して区別される。

沸騰水型軽水炉では、原子炉圧力容器１２の内部に設けられる炉心１１に装填された核燃料の核分裂に伴う発熱により、炉水が加熱されて蒸気を発生する。
そして、発生した蒸気は、原子炉圧力容器１２の内部に設けられている気水分離器（図示略）及び蒸気乾燥器（図示略）を経て、複数の主蒸気配管（図示略）によりタービン（図示略）に導かれる。

この原子炉圧力容器１２は、密閉構造の原子炉格納容器１３の内部に格納されている。
そして、この原子炉格納容器１３は、各種作業を実施する区画１６が設けられる原子炉建屋１４に包囲されている。
このような構成により、事故により原子炉圧力容器１２の損傷や配管破断などの事態が生じても、漏洩した炉水や蒸気を原子炉格納容器１３及び原子炉建屋１４に閉じ込めて、放射性物質の外部放出を防止する。

ところで、原子炉圧力容器１２に接続する主蒸気配管等の一次冷却系配管が万が一破断した場合、原子炉格納容器１３の内部に高温・高圧の冷却材（水、水蒸気）が放出され、この内部の圧力・温度が急激に上昇する。
そして、一次冷却材として使用される水は、放射線により水素と酸素に分解される。さらに、炉心１１を構成する燃料被覆管の温度が上昇する場合には、水蒸気と燃料被覆管材料のジルコニウムとの間でMetal−Water反応が起こり、短時間で水素が大量に発生する。

このようにして発生した水素は、破断した配管の破断口等から冷却材と共に原子炉格納容器１３の内部に放出され、水素濃度を上昇させる。さらに、非凝縮性の水素は、原子炉格納容器１３の内部圧力も上昇させる。
このような状況で原子炉格納容器１３の高圧力状態が継続すると、原子炉格納容器１３から原子炉建屋１４へ水素と放射性物質を含むガスの漏洩が生じる。

通常、電源が使用できる場合は、非常用ガス処理系が作動し、原子炉建屋の水素を含む内部ガスが、放射性物質をフィルタ除去した後に外気に排気される。
しかし、電源喪失時や電源復旧の遅れにより非常用ガス処理系が作動しないか又は作動が遅れる場合は、原子炉建屋１４の各区画１６に漏洩した水素は雰囲気中の酸素と混合し、水素濃度が１２．５〜１７ｖｏｌ％を超えたところで爆轟を生じる可能性がある。

原子炉格納容器１３に通じる貫通部（例えば、サプレッションプール２８に連通するガイド管１８等）が露出する区画１６ａは、漏洩した水素が侵入し易い場所である。
原子炉格納容器１３に通じる貫通部としては、その他に、配管、作業員が出入りするハッチ等が挙げられる。
そこで、そのような貫通部が露出する区画１６ａの天井を形成する仕切体１５ａには、連通孔１７ａが設けられている。

さらに、床面に連通孔１７ａが設けられている区画１６ｂはその天井を形成する仕切体１５ｂにも連通孔１７ｂが設けられている。
同様に、床面に連通孔１７ｂが設けられている区画１６ｃにはその天井を形成する仕切体１５ｃにも連通孔１７ｃが設けられ、床面に連通孔１７ｃが設けられている区画１６ｄにはその天井を形成する仕切体１５ｄにも連通孔１７ｄが設けられている。
そして、これら連通孔１７の設けられた仕切体１５（１５ａ，１５ｂ，１５ｃ，１５ｄ）の床面にガス処理部２０（２０ａ，２０ｂ，２０ｃ，２０ｄ）がそれぞれ設けられている。

原子炉建屋１４の最上部の区画１６ｆには、炉心１１の核燃料を交換するためのクレーン設備（図示略）が設けられている。そして、この最上部の区画１６ｆには、水を貯留する機能を有する使用済燃料貯蔵プール３６及び貯蔵ピット３７が開口している。

使用済燃料貯蔵プール３６は、原子炉から排出される使用済み核燃料を、燃料集合体（図示略）を単位に、放射線及び崩壊熱が減衰するまで一定期間冷却するものである。
また、貯蔵ピット３７は、定常運転時に原子炉圧力容器１２の内部に設けられている蒸気乾燥器及び気水分離器（図示略）を、定期検査時に取り外して仮置きする場所である。
この貯蔵ピット３７は、定期検査時のみ、冠水される。

原子炉格納容器１３のトップヘッド１９が露出する区画１６ｅは、使用済燃料貯蔵プール３６及び貯蔵ピット３７に挟まれる位置にあり、クレーンで移動することができる一対の仕切体１５ｘで区画されている。
燃料交換作業時において、この一対の仕切体１５ｘは取り除かれ、使用済燃料貯蔵プール３６、区画１６ｅ及び貯蔵ピット３７が連続したスペースとなる。

一方、原子炉の通常運転時において、トップヘッド１９が露出する区画１６ｅは、クレーンで移動することができる仕切体１５ｅにより、原子炉格納容器１３からの放射線が遮蔽される。
このために、事故により発生した水素が、原子炉格納容器１３からトップヘッド１９の露出する区画１６ｅに漏洩すると、この区画１６ｅの天井の隙間から水素が漏れる可能性がある。このために、この区画１６ｅの天井を形成する仕切体１５ｅの上面にも、ガス処理部２０ｅが配置されている。

原子炉格納容器１３に通じる貫通部（ガイド管１８）が露出し、下の階層とつながる連通孔１７が床面に存在しない区画１６ａには、ガス処理部２０ａが床面に配置されている。これにより、区画１６ａの下部に滞留する水素の不燃化が促進されるとともに、反応熱により発生する上昇気流により、天井側のガス処理部２０ｂにおける処理も促進される。

なお、ガス処理部２０は、全ての区画１６に設置される必要はなく、水素の漏洩の可能性の高い貫通部等が露出している区画１６ａ、及びこの区画１６ａと上方向に仕切体１５を隔てて連なる区画１６（１６ｂ，１６ｃ，１６ｄ，１６ｆ）のみにガス処理部２０を設置するようにしてもよい。

最上階の区画１６ｆには、下層階の区画１６で不燃化しきれなかった水素が集積される。そして、この最上階の区画１６ｆには、集積した水素を吸引して外部に放出する非常用ガス処理系３０の吸気口３１が設けられている。

非常用ガス処理系３０は、最上階の区画１６ｆの天井の近傍に配置され水素及び放射性物質を含む内部ガスを吸気する吸気口３１と、吸引動力源としてのファン３３と、内部ガスに含まれる放射性物質を捕捉するフィルタ３４と、水素を含む内部ガスを外部に排気する排気筒３５と、電源喪失に至った場合にファン３３に電力を供給する非常用バッテリ３８とから構成される。

図２に示すように、ガス処理部２０は、水素酸化触媒２１を保持しこの水素酸化触媒２１の上側及び下側に開口２２，２３がそれぞれ設けられる筐体２４と、この筐体２４を仕切体１５の上面に隙間２５を開けて支持する支持部材２６と、を有している。
なお、開口２２，２３は、筐体２４の天地方向に設けられる場合に限定されず、少なくとも一方が、筐体２４の側面に設けられる構成をとってもよい。

ここで、水素酸化触媒２１における反応は、発熱反応であるために、ガス処理部２０を中心とする上昇気流を発生する。これにより、下階の区画１６ａの上層部の雰囲気ガスは、連通孔１７ｂを通じてガス処理部２０の下側の開口２３に導かれるとともに、上階の区画１６ｂの下層部の雰囲気ガスも、支持部材２６の隙間２５を通じて下側の開口２３に導かれる。

そして、下側の開口２３から導入された水素を含有するガスは、水素酸化触媒２１において酸化発熱を伴って不燃化し、上側の開口２２から排出される。
そして、この上側の開口２２から排出されたガスは、上階の区画１６ｂに上昇気流をもたらし、この区画１６ｂに滞留する水素を巻き込んで、その天井に設けられている連通孔（図示略）に向かう。

図３は、ガス処理部２０の他の実施例を示している。
この実施例においてガス処理部２０は、連通孔１７に設けられ、上階と下階を仕切る仕切体１５の厚み部分に埋め込まれた構造となっている。
図３における水素酸化触媒２１に水滴等が付着しないよう、上面にはカバー２７を設け、カバー２７の下側には、排気のための開口２２を設ける。

このように、図３では、ガス処理部２０と連通孔１７とを一体化して設けるために、区画１６に設置スペースが不足している場合に有効である。
なおこの場合、上階の区画１６の床面近傍の水素の不燃化を促進するためには、この床面に別個のガス処理部を設ける必要がある。

図４は、図２の方式と図３の方式を合体させたガス処理部２０の他の実施例を示している。これにより、水素の処理能力が向上する。

次に、図１に基づいて可燃性ガス処理システムの動作を説明する。
事故が発生して原子炉格納容器１３の内部に水素が放出され加圧状態になり、貫通部（ガイド管１８）又はハッチのシール等から、水素が原子炉建屋１４の各区画１６に漏洩したとする。

この漏洩した水素は、各区画１６に設置されているガス処理部２０により空気中の酸素と反応し不燃化される。
このガス処理部２０は、区画１６の床面近傍に設置され、更に天井には上階との連通孔１７が設けられているため、この区画１６の上層部及び下層部に水素を残留しにくくしている。

また、ガス処理部２０の排出ガスは、反応熱により高温になっているために浮力で上昇し、天井に設けた連通孔１７を抜けて上階の区画１６に移行する。このために、高温の排出ガスが区画１６に滞留して天井部分が高温状態となることはない。
複数の区画１６のうち低い位置から漏洩している水素は、最上部の区画１６ｆに到達するまでに、複数のガス処理部２０を通過することになり、ほぼ完全に除去される。

一方、複数の区画１６のうち高い位置から漏洩している水素は、通過するガス処理部２０の段数が少ないために、除去しきれずに最上部の区画１６ｆに放出される場合がある。
この場合、最上部の区画１６ｆに放出された水素は、床面に設置されたガス処理部２０で除去すると共に、天井付近に設けた非常用ガス処理系３０の吸気口３１から外気に排出される。

これにより、最上部の区画１６ｆの天井部分に水素が蓄積することが防止され、爆轟のリスクが低減する。さらに、ガス処理部２０が床面に設置されるために保守点検が容易になる。
また、非常用ガス処理系３０に設けられた専用の非常用バッテリ３８により、電源喪失時にもファン３３の起動が可能である。

（第２実施形態）
図５に示すように第２実施形態に係る原子炉建屋の可燃性ガス処理システム１０は、最上階の区画１６ｆの天井にガス処理部２０ｇが配置されている。
また、第２実施形態において、非常用ガス処理系３０（図１）を併用することも可能である。

なお、図５において図１と共通の構成又は機能を有する部分は、同一符号で示し、重複する説明を省略する。
第２実施形態によれば、電力を消費することなく、最上階の区画１６ｆに溜まった水素を除去し、水素爆轟のリスクを低減することができる。また、最上階の区画１６ｆの天井付近にはケーブルトレイが敷設されていないために、これらを損傷させるおそれも無い。

（第３実施形態）
図６に示すように第３実施形態に係る原子炉建屋の可燃性ガス処理システムは、最上階の区画１６ｆの天井又は側面に大気へのベント口３９が設けられている。
また、第３実施形態において、非常用ガス処理系３０（図１）の併用及び最上階の区画１６ｆの天井にガス処理部２０ｇ（図５）を配置することも可能である。

なお、図６において図１と共通の構成又は機能を有する部分は、同一符号で示し、重複する説明を省略する。
第３実施形態によれば、電力を消費することなく、最上階の区画１６ｆに溜まった水素を除去し、水素爆轟のリスクを低減することができる。

以上述べた少なくともひとつの実施形態の原子炉建屋の可燃性ガス処理システムによれば、原子炉格納容器から漏洩して原子炉建屋の区画に放出された水素は、上階の区画に移動するごとに除去されるので、最上階の区画に水素が濃縮されることが防止される。

本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更、組み合わせを行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。

１０…可燃性ガス処理システム、１１…炉心、１２…原子炉圧力容器、１３…原子炉格納容器、１４…原子炉建屋、１５（１５ａ，１５ｂ，１５ｃ，１５ｄ，１５ｅ，１５ｘ）…仕切体、１６（１６ａ，１６ｂ，１６ｃ，１６ｄ，１６ｅ，１６ｆ）…区画、１７（１７ａ，１７ｂ，１７ｃ，１７ｄ）…連通孔、１８…ガイド管、１９…トップヘッド、２０（２０ａ，２０ｂ，２０ｅ，２０ｇ）…ガス処理部、２１…水素酸化触媒、２２，２３…開口、２４…筐体、２５…隙間、２６…支持部材、２７…カバー、２８…サプレッションプール、３０…非常用ガス処理系、３１…吸気口、３３…ファン、３４…フィルタ、３５…排気筒、３６…使用済燃料貯蔵プール、３７…貯蔵ピット、３８…非常用バッテリ、３９…ベント口。

Claims (11)

1. 核燃料が装填される炉心を収容する原子炉圧力容器が格納される原子炉格納容器を包囲する原子炉建屋と、
   前記原子炉建屋の内部空間が仕切体により仕切られた区画の上下階層を連通する連通孔に設けられ可燃性ガスを不燃化するガス処理部と、を備えることを特徴とする原子炉建屋の可燃性ガス処理システム。
2. 請求項１に記載の原子炉建屋の可燃性ガス処理システムにおいて、
   前記ガス処理部は、
   水素酸化触媒を保持しこの水素酸化触媒の上側及び下側に開口がそれぞれ設けられる筐体と、
   前記筐体を前記仕切体の上面に隙間を開けて支持する支持部材と、を有することを特徴とする原子炉建屋の可燃性ガス処理システム。
3. 請求項１又は請求項２に記載の原子炉建屋の可燃性ガス処理システムにおいて、
   前記ガス処理部は、前記連通孔に埋め込まれていることを特徴とする原子炉建屋の可燃性ガス処理システム。
4. 請求項１から請求項３のいずれか１項に記載の原子炉建屋の可燃性ガス処理システムにおいて、
   前記原子炉格納容器に通じる貫通部が露出する前記区画の天井を形成する前記仕切体に前記連通孔が設けられていることを特徴とする原子炉建屋の可燃性ガス処理システム。
5. 請求項１から請求項４のいずれか１項に記載の原子炉建屋の可燃性ガス処理システムにおいて、
   床面に連通孔が設けられている区画はその天井を形成する仕切体にも連通孔が設けられ、
   これら連通孔の設けられた前記仕切体の床面に前記ガス処理部が設けられていることを特徴とする原子炉建屋の可燃性ガス処理システム。
6. 請求項１から請求項５のいずれか１項記載の原子炉建屋の可燃性ガス処理システムにおいて、
   前記原子炉格納容器に通じる貫通部が露出する前記区画の床面に前記ガス処理部が配置されていることを特徴とする原子炉建屋の可燃性ガス処理システム。
7. 請求項１から請求項６のいずれか１項に記載の原子炉建屋の可燃性ガス処理システムにおいて、
   前記原子炉格納容器のトップヘッドが露出する区画の天井を形成する仕切体の上面に前記ガス処理部が配置されることを特徴とする原子炉建屋の可燃性ガス処理システム。
8. 請求項１から請求項７のいずれか１項に記載の原子炉建屋の可燃性ガス処理システムにおいて、
   最上階の区画において非常用ガス処理系の吸気口が設けられていることを特徴とする原子炉建屋の可燃性ガス処理システム。
9. 請求項１から請求項８のいずれか１項に記載の原子炉建屋の可燃性ガス処理システムにおいて、
   最上階の区画の天井に前記ガス処理部が配置されることを特徴とする原子炉建屋の可燃性ガス処理システム。
10. 請求項１から請求項９のいずれか１項に記載の原子炉建屋の可燃性ガス処理システムにおいて、
    最上階の区画の天井又は側面に大気へのベント口が設けられていることを特徴とする原子炉建屋の可燃性ガス処理システム。
11. 原子炉建屋の内部空間が仕切体により仕切られた区画の上下階層を連通する連通孔を利用して可燃性ガスを不燃化することを特徴とする原子炉建屋の可燃性ガス処理方法。

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