JP2013246099A - 水素処理装置及び方法 - Google Patents

Abstract

【課題】原子炉格納容器に局所的に滞留する水素を処理する技術を提供する。
【解決手段】水素処理装置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の内部に不活性ガスを圧入するガスタンク１４と、この不活性ガスの圧入に同期して原子炉格納容器１３の内部に連通する配管を閉止状態から開放状態にする開閉弁１５（１５ａ、１５ｂ）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た水素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格納容器は、原子炉の万が一の事故に備えて、その内部に可燃性ガスの濃度制御システムを有している。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、放射線により水素ガスと酸素ガスに分解される。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）、短時間で水素ガスが大量に発生する。

このようにして発生した水素ガスは、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、水素ガス濃度を上昇させるとともに内部圧力も上昇させる。このような状態を放置して、水素ガス濃度が４ｖｏｌ％かつ酸素濃度が５ｖｏｌ％以上に到達すると、可燃限界濃度を超えて、原子炉格納容器の内部は可燃状態となる。さらに、水素ガス濃度が上昇すると過剰反応の発生する可能性が高まる。

このような水素ガス濃度の上昇に対して原子力プラントでは、原子炉格納容器を大気開放してフィルタを介して内部ガスを大気中に放出するベントを実施することができる（例えば、特許文献１）。もしくは、原子炉格納容器に滞留するガスから水素を選択的に除去する技術が提案されている（例えば、特許文献２）。

特開平９−１９７０８５号公報 特許第３７２６６８９号公報

しかし、水素は密度が小さく軽いため、原子炉格納容器の上部に滞留し易く、上述した格納容器ベント及び水素ガスの選択処理だけでは原子炉格納容器に内部蓄積した水素を十分に排出することは困難である。

そこで、原子炉格納容器の上部にベントライン又は水素ガスの処理ラインを設けることも考えられる。
しかし、原子炉格納容器の上部に、そのようなラインを設けると、この上部の蓋を外し、蒸気乾燥器及びシュラウドヘッドを外した後に、クレーン作業で行う核燃料交換の妨げとなる。

本発明はこのような事情を考慮してなされたもので、原子炉格納容器に局所的に滞留する水素を処理する技術を提供することを目的とする。

水素処理装置において、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の内部に不活性ガスを圧入するガスタンクと、前記不活性ガスの圧入に同期して前記原子炉格納容器の内部に連通する配管を閉止状態から開放状態にする開閉弁と、を備えることを特徴とする。

本発明により、原子炉格納容器に局所的に滞留する水素を処理する技術が提供される。

本発明に係る水素処理装置の第１実施形態を示す構成図。 第２実施形態に係る水素処理装置が適用される原子炉格納容器及び建屋の上部断面図。 第３実施形態に係る水素処理装置が適用される原子炉格納容器の上部拡大図。 本発明に係る水素処理装置の第４実施形態を示す構成図。

（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実施形態に係る水素処理装置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の内部に不活性ガスを圧入するガスタンク１４と、この不活性ガスの圧入に同期して原子炉格納容器１３の内部に連通する配管を閉止状態から開放状態にする開閉弁１５（１５ａ，１５ｂ，１５ｃ）と、を備えている。

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２５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、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に閉じ込めて、放射性物質の外部放出を防止する。

サプレッションプール１７は、原子炉格納容器１３の底部においてプール水を保持している。そして、原子炉事故が発生した場合、主蒸気隔離弁２６を閉止して主蒸気配管２５の流動を停止する。そして、原子炉圧力容器１２の内部蒸気を、逃がし安全弁２７を経由してプール水に導き冷却・凝縮し、原子炉圧力容器１２の内部圧力の上昇を抑制する機能を果たす。

また、原子炉圧力容器１２に接続する主蒸気配管２５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。
この内部に放出された高温・高圧の冷却材は、案内管２８を経由してサプレッションプール１７に蓄えられる貯蔵水で冷却される。

このような苛酷事故が発生した場合、原子炉圧力容器１２から放出された熱エネルギーの多くは、このサプレッションプール１７内の貯蔵水に吸収される。
なお、サプレッションプール１７の内圧が原子炉格納容器１３の内圧よりも高くなった場合は、真空破壊弁５２（図４参照）が作動してサプレッションプール１７から原子炉格納容器１３にガスが流入する。

そして、一次冷却材として使用される水は、放射線により水素ガスと酸素ガスに分解される。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、短時間で水素ガスが大量に発生する。

このようにして発生した水素ガスは、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、水素ガス濃度を上昇させる。さらに、非凝縮性の水素ガスは、原子炉格納容器１３の内部圧力も上昇させる。
なお、水素ガスは、比重が軽いために、原子炉格納容器１３の上部において高濃度に滞留し易い性質を有している。さらに、可燃限界である水素ガス濃度が４ｖｏｌ％かつ酸素濃度が５ｖｏｌ％を超えると、気体は可燃状態となる。

そこで、ガスタンク１４の弁２０を閉止状態から開放状態に切り替えて、不活性ガスを原子炉格納容器１３の上部から圧入する。ここで、不活性ガスとは、ヘリウム、窒素、アルゴンガスが例示されるが、これらに限定されるものではない。
なおガスタンク１４は、通常運転時に原子炉格納容器１３の内部を不活性化するための窒素供給源を利用することも考えられる。

さらに、この不活性ガスの圧入に同期して開閉弁１５（１５ａ、１５ｂ）のうち少なくとも一方を閉止状態から開放状態にする。すると、比重の関係で原子炉格納容器１３の上部に溜まり易い水素ガスが、希釈及び撹拌される。そして、原子炉格納容器１３の内部に水素ガスの高濃度領域が局所的に形成されることが防止される。

開閉弁１５ａは、原子炉格納容器１３の内部ガスを大気に放出するベント部１６に接続する配管に設けられている。
このベント部１６は、大気側に向かって開口する排気筒１６ａと、内部ガスに含まれる核分裂生成物を捕捉するフィルタ部１６ｂとから構成されている。

そして、原子炉格納容器１３の内部圧力が設計圧力を超える場合には、開閉弁１５ａが閉止状態から開放状態に切り替わって、その破損を防止する。
このベント部１６の動作によって原子炉格納容器１３内の水素ガスは窒素と共に大気中に放出される。

開閉弁１５ｂは、原子炉圧力容器１２又は原子炉格納容器１３の内部蒸気を冷却して凝縮させるサプレッションプール１７から連通してベント部１６に接続する配管に設けられている。
これにより、サプレッションプール１７に蓄積した水素ガスを外部に直接排出することができる。

開閉弁１５ｃは、原子炉格納容器１３の内部ガスに含まれる水素を選択的に除去又は他の化合物に変換する水素処理部１８に接続する配管に設けられている。
この水素処理部１８は、開閉弁１５ｃを閉止状態から開放状態に切り替えた後に、ブロア２９を起動させ、原子炉格納容器１３から内部ガスを吸引する。
さらに水素処理部１８には、放出される処理ガスをサプレッションプール１７に導く配管１９が設けられている。

このような、Metal-Water反応で発生した過剰の水素を効率的に除去する水素処理部１８としては、窒素と水素を反応させてアンモニアを合成して水素を除去するものがある。
また、吸引した内部ガスのうち、化学量論的に不足している酸素を酸素ボンベ等によって補充し、水素ガスを水に化学変化させるものがある。
また、水素透過材料を用いて水素を選択的に除去するものがある。
水素処理部１８は、このような動作原理に限定されることはなく、原子炉格納容器１３より吸引した内部ガスから効果的に水素を除去するものであれば、適宜採用される。

（第２実施形態）
図２は、原子炉格納容器１３及びその外側を覆う建屋４０の上部断面図を示している。
このように、建屋４０の上部空間は、上下方向に、クレーン作業空間４４及び水貯留プール４１，４２，４３が形成されている。
この水貯留プール４１，４２，４３は、クレーンで除去することができる可動壁４５，４６で区画されている。燃料交換作業の際に、この可動壁４５，４６は取り除かれて、水貯留プール４１，４２，４３は連続したスペースとなる。

このように区画された水貯留プールのうち、使用済燃料貯蔵プール４１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。そして、この使用済燃料貯蔵プール４１には、プール冷却浄化系（図示略）が設けられ、崩壊熱により昇温されるプール水を冷却するとともに、このプール水を浄化する設備（ＦＰＣ：Fuel Pool Cooling and Filtering System）が設けられている。

また、貯蔵ピット４３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。
貯蔵ピット４３は、定期検査時のみ、冠水される。

両側面が可動壁４５，４６で区画されてなるスペース４２には、定期検査時に原子炉格納容器１３の本体から取り外される上蓋２１が、露出している。このスペース４２は、定期検査時において（図示略）、上蓋２１，２４が取り外された状態で、原子炉圧力容器１２の本体内部から連続的に冠水される。

図２に示すように、第２実施形態においてガスタンク１４は、原子炉格納容器１３の上蓋２１に設けられたマンホール２２にフランジ２３（図３）を介して接続している。
そして、原子炉の通常運転時も、原子炉格納容器１３の上蓋２１の周辺のスペース４２を冠水させている。

このように、原子炉格納容器１３の上蓋２１に、予めに設けられているマンホール２２を利用してガスタンク１４の配管を接続することで、新たな貫通部を追加する必要がない。そして、原子炉の通常運転時は、スペース４２に冠水されたプール水により、原子炉格納容器１３からの放射線が遮蔽される。

（第３実施形態）
図３に示すように、第３実施形態においてガスタンク１４に接続する配管３０は、原子炉格納容器１３の上蓋２１の内側に先端ノズル３３が配置される第１配管３１と、この先端ノズル３３が上端に内挿され下端が上蓋２１よりも下側に開口する第２配管３２とを、有している。

第１配管３１は、原子炉格納容器１３の上蓋２１を貫通して、一端がガスタンク１４に接続し、下方向に縮径する先端ノズル３３から、流速が高められた不活性ガスが放出される。
第２配管３２（ディフーザ管）は、原子炉格納容器１３の内壁から延出するウェルプラットフォーム３４に固定されている。そして、第２配管３２の上方向に拡径する上端には、クリアランスをおいて先端ノズル３３が内挿されている。第２配管３２の下端は、ウェルプラットフォーム３４よりも下側の任意の位置に開口している。

なお、このウェルプラットフォーム３４は、沸騰水型原子炉に一般に備えられている構造物である。そして、定期検査時に上蓋２１，２４が外された状態で、原子炉圧力容器１２の内部及びその上部のスペース４２（図２）を冠水させるときに、ウェルプラットフォーム３４は、原子炉格納容器１３の内部へ水が侵入することを防止する機能を果たす。

第１配管３１の先端ノズル３３から不活性ガスが高速で放出されると、エジェクター効果によって、原子炉格納容器１３の上蓋２１の内側に滞留している水素ガスも巻き込まれて第２配管３２の上端から吸引される。そして、吸引された水素ガスは、第２配管３２（ディフーザ管）の内側で不活性ガスと混合し、原子炉格納容器１３の内部空間の下方に向かって放出される。
これにより、局所的に滞留している水素ガスを、不活性ガスと混合し、効率的に排出することができる。

（第４実施形態）
図４に示すように、第４実施形態において水素処理部１８に接続する配管５０は、先端ノズル５１が原子炉格納容器１３の上蓋２１の内側に配置されている。
この場合、不活性ガスのガスタンク（図示略）は、上蓋２１よりも下側の原子炉格納容器１３のいずれかの位置に接続させても良い。

開閉弁１５ｃを閉止状態から開放状態に切り替えた後に、ブロア２９を起動させると、原子炉格納容器１３の上部（上蓋２１の内側）に滞留する内部ガスが水素処理部１８に吸引される。そして、水素処理部１８で水素除去処理が実施された後に放出される処理ガスは、配管１９を通じてサプレッションプール１７に導かれる。
これにより、原子炉格納容器１３の上部に局所的に滞留している水素ガスを、効率的に排出することができる。

そして、サプレッションプール１７の内圧が原子炉格納容器１３の内圧よりも高くなった場合は、真空破壊弁５２を作動させてサプレッションプール１７から原子炉格納容器１３にガスを流入させる。
これにより、上蓋２１の内側も含む原子炉格納容器１３の内部全体において、ガスの循環が形成され、水素ガスの局所滞留が解消される。

以上述べた少なくともひとつの実施形態の水素処理装置によれば、事故発生時に原子炉格納容器の内部に不活性ガスが圧入されることにより、Metal-Water反応で大量発生し局所的に滞留する水素ガスを効率的に除去することが可能となる。

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…水素処理装置、１１…炉心、１２…原子炉圧力容器、１３…原子炉格納容器、１４…ガスタンク、１５（１５ａ，１５ｂ，１５ｃ）…開閉弁、１６…ベント部、１６ａ…排気筒、１６ｂ…フィルタ部、１７…サプレッションプール、１８…水素処理部、１９…配管、２０…弁、２１…上蓋、２２，２４…マンホール、２３…フランジ、２５…主蒸気配管、２６…主蒸気隔離弁、２７…逃がし安全弁、２８…案内管、２９…ブロア、３０…配管、３１…第１配管、３２…第２配管、３３…先端ノズル、３４…ウェルプラットフォーム、４０…建屋、４１…使用済燃料貯蔵プール、４２…スペース、４３…貯蔵ピット、４４…クレーン作業空間、４５，４６…可動壁、５０…配管、５１…先端ノズル、５２…真空破壊弁。

Claims (9)

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の内部に不活性ガスを圧入するガスタンクと、
   前記不活性ガスの圧入に同期して前記原子炉格納容器の内部に連通する配管を閉止状態から開放状態にする開閉弁と、を備えることを特徴とする水素処理装置。
2. 請求項１に記載の水素処理装置において、
   前記開閉弁は、前記原子炉格納容器の内部ガスを大気に放出するベント部に接続する配管に設けられていることを特徴とする水素処理装置。
3. 請求項２に記載の水素処理装置において、
   前記開閉弁は、前記原子炉圧力容器又は前記原子炉格納容器の内部蒸気を冷却して凝縮させるサプレッションプールから連通して前記ベント部に接続する配管に設けられていることを特徴とする水素処理装置。
4. 請求項１から請求項３のいずれか１項に記載の水素処理装置において、
   前記開閉弁は、前記原子炉格納容器の内部ガスに含まれる水素を選択的に除去又は他の化合物に変換する水素処理部に接続する配管に設けられ、
   前記水素処理部から放出される処理ガスをサプレッションプールに導く配管がさらに設けられていることを特徴とする水素処理装置。
5. 請求項１から請求項４のいずれか１項に記載の水素処理装置において、
   前記ガスタンクは、前記原子炉格納容器の上蓋に設けられたマンホールにフランジを介して接続することを特徴とする水素処理装置。
6. 請求項５に記載の水素処理装置において、
   原子炉の運転時に前記原子炉格納容器の上蓋の周辺を冠水させていることを特徴とする水素処理装置。
7. 請求項１から請求項６のいずれか１項に記載の水素処理装置において、
   前記ガスタンクに接続する配管は、前記原子炉格納容器の上蓋の内側に先端ノズルが配置される第１配管と、前記先端ノズルが上端に内挿され下端が前記上蓋よりも下側に開口する第２配管とを、有することを特徴とする水素処理装置。
8. 請求項４から請求項７のいずれか１項に記載の水素処理装置において、
   前記水素処理部に接続する配管は、先端ノズルが前記原子炉格納容器の上蓋の内側に配置されることを特徴とする水素処理装置。
9. 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の内部に不活性ガスを圧入するステップと、
   前記不活性ガスの圧入に同期して前記原子炉格納容器の内部に連通する配管を閉止状態から開放状態にするステップと、を含むことを特徴とする水素処理方法。

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