JP2015527577A - 原子力設備のためのコンテインメント保護システムとその運転方法 - Google Patents
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Abstract
原子力設備（６）、特に原子力発電所のコンテインメント（４）内にある雰囲気を水素（Ｈ2）および蒸気が大量に放出される臨界事故時に処理するためのコンテインメント保護システム（２）は、このような状態を主として受動態様でできるだけ環境への負荷なしに効果的に迅速に解消しなければならない。この目的のためコンテインメント保護システム（２）は本発明によれば、コンテインメント（４）への接続のために設けられコンテインメント（４）から出て再び戻る流体流の循環を形成する導管系（１０、７２、１２０、１２８）が少なくとも以下の流れ的に直列接続されるコンポーネント、すなわち流体流中に含まれる水素（Ｈ2）と酸素（Ｏ2）を水蒸気（Ｈ2Ｏ）に再結合するための再結合装置（２０）、再結合装置（２０）に後置接続され流体流に含まれる蒸気成分の凝縮のため流体流から復水（９４）を取り出す手段を備えた復水装置（７４）、流体流の駆動手段（１８、１８０）を備え、復水装置（７４）の少なくとも部分的な再冷却のため熱交換器（９６）が設けられ、この熱交換器が入口側で供給管（１４４）を介して冷却材として有効な不活性ガス、特に液体窒素（Ｎ2）用の貯槽（１４０）に接続される。【選択図】図１
Description
本発明は、原子力設備、特に原子力発電所の水素および蒸気の大量の放出を伴う臨界事故時におけるコンテインメント内の雰囲気を処理するためのコンテインメント保護システムに関する。本発明はさらにこのようなシステムの運転方法に関する。
原子力設備、特に原子力発電所の過酷事故（英語：シビアアクシデント）では蒸気の放出とともに特に過熱した燃料棒被覆管の公知のジルコニウム・水反応による大量の水素の放出が問題となる。対抗策を講じなければ、反応をコントロールできない場合一般にコンテインメントと呼ばれている封じ込め設備の完全性を損なう爆発性（爆鳴性ともいう）の混合物の発生を排除することはできない。
さらに特に小型の不活性化された沸騰水型原子炉コンテインメント（容量約５，０００〜１５，０００ｍ3）では蒸気とともに凝縮不能の水素の放出により格納容器の設計圧力を越えて破壊圧力に至るような急速な圧力上昇が生じることがある。
従来は幾つかの事例において有効な対抗策としてコンテインメントにフィルタ付きの圧力低減システム（ベンティング）が装備された。しかしこの場合環境への放出が問題となる。最近の洗浄・ろ過コンセプトを応用して放射能の放出量を著しくわずかにしたとしても、この態様は本来望ましくない。
加圧水型原子炉設備のコンテインメントの内部にはしばしばいわゆる受動的自動触媒式再結合器（ＰＡＲｓ）が設けられているが、しかし不活性化された沸騰水型原子炉設備ではその水素低減機能は再結合反応に必要な酸素の消費後は失われる。旧来構造の沸騰水型原子炉設備の主要部分では設置された水素低減システムは小規模から中規模の仮想事故に対してのみ設計されていたので、その低減能力は炉心溶融に至るまでの過酷事故に対しては不十分である。
本発明の課題は、従来の解決策の上記の欠点を回避するとともに、不活性化されたコンテインメントでも過圧状態ならびに水素の臨界的滞積を主として受動的な方法でできるだけ環境の負荷なしに効果的にかつ迅速に低減することのできるコンテインメント保護システムを提供することにある。さらにこのようなシステムの特に有利な運転方法を提供するものである。
装置に関する課題は本発明によれば独立請求項１の特徴により解決される。方法に関する課題は本発明によれば並列請求項２３の特徴により解決される。有利な実施態様および変形例は従属請求項の対象であり、後述の詳細な図面説明から明らかにされる。
本発明によるコンテインメント保護システムによりコンテインメント内の水素は短期間で低減することができ、並びに蒸気および大量の水素量の放出によるコンテインメントの過圧による破壊が回避できるので、放射性物質の環境への放出には至らない。
自己回復的な高速多段酸化と蒸気凝縮を伴う洗浄段／洗浄器ユニットの組み合わせ方法によりコンテインメント内の水素および蒸気の濃縮を圧力低減と同時に行うことができる。
システムはそのため循環路の形でコンテインメントに接続されるので、運転時に核分裂生成物の意図的な放出がなくなる。水素と酸素との再結合による水蒸気の発生およびその復水によりコンテインメント内において迅速な圧力低減が生じる。この圧力低減はコンテインメント内にある蒸気を同様に洗浄段で沈殿させることにより増強される。洗浄器段に放射性物質が集められ、そこからコンテインメントの圧力導入囲みに適切に戻すかまたは放射性排水の処理用設備に導くことができる。
本発明システムの主要な利点は以下のようにまとめられる。
？ システムは環境への核分裂生成物の放射線放出なしに運転できる。
？ 格納容器の破壊をいつでも確実に排除するために、場合によってはろ過を伴う圧力低 減がいつでも可能である。
？ 原子炉建屋は、コンテインメント外部での水素漏洩により生じる点火を回避するため に、蒸気凝縮時に冷却材として使用される窒素により不活性化される。
？ 特に不活性化された沸騰水型原子炉コンテインメントにおいて格納容器の過圧による 破壊が回避され、同時に水素の環境への放出なしの課題が解決される。
？ 運転中の古い設備が上述の問題に対して新世代（ＧＥＮ３＋）の設備設計の安全レベ ルに高められる。
？ 古い設備の改装、特に非常時のモバイル使用がコンテナ様式のモジュール構造により 助成される。
？ システムは自己回復的な特徴と臨界事故時にコンテインメント内にあるエネルギーを 徹底的に利用することにより外部の電気補助エネルギーの使用をわずかにし、ほぼ受動 的に作動する。
？ 電気補助エネルギーは、場合によっては小型のモバイルディーゼル非常電源装置や燃 料電池などと組み合わせて、再充電可能な電池により問題なく用意できる。
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本発明の種々の実施例を以下に図面を用いて詳細に説明する。
同一部分または同じ作用をする部分は同一の符号が付されている。
図１および図２に概略一覧図で示したコンテインメント保護システム２（保護システムと略す）は、特に水素Ｈ2および／または蒸気の大量の放出を伴う臨界事故（英語：シビアアクシデント）および災害時における原子力設備、特に原子力発電所のコンテインメント４内の雰囲気を処理するために用いられる。保護システム２の課題はなかんずく、この種の事故シナリオの際に格納容器８、即ち安全容器のコンテインメント４と呼ばれる内室に発生する過圧状態を低減し、水素Ｈ2の点火のおそれのある滞積を酸素Ｏ2との再結合により低減しおよび／または場合によっては不活性化によって危険をなくすことにある。
この目的のため格納容器８の外側に主要コンポーネントを有する図１の保護システム２は導管１０を有しており、この導管は原子力設備６の格納容器８から引き出され閉鎖弁１２で閉鎖可能な流出管１４（圧力軽減管とも呼ばれる）に接続されている（図２も参照）。
導管１０にはたとえば電気駆動モータ１６により駆動される送風機１８が接続されている。以下に詳述するように、送風機１８はさらに下流側の流体流を案内する導管系内に配置することもできる。送風機１８は、コンテインメント４内にあって低減工程の開始時には１バールから１０バール以下の圧力を有し得るガス・蒸気混合物を下流側に配置された再結合器装置２０に供給し、この装置はその中に含まれる水素Ｈ2を触媒作用により無炎で低減するように設計されている。図１では再結合器装置２０は多段の再結合・冷却複合装置として形成されている。低減運転時にコンテインメント４から流出管１４および導管１０を介して流れるガス・蒸気混合物は以下では流体流またはいわゆるベンティングシステムを借用してベント流とも呼ばれるが、図１の保護システム２では必ずしも‐環境への放出を伴う‐本来の意味でのベンティングが行われる必要ははない。
導管部分２２を介して案内される処理すべき流体流はまずベンチュリーノズル２４または類似の収斂・拡散型ノズルを通過するが、この際にベンチュリーノズル２４の喉部で測定して１６０ｍ/ｓまでの流速に加速される。
続いていわば下流側で流体流は自己回復式予熱器２６を通り、この中で流体流は下流側の触媒反応により加熱された流体流（排気流）からの熱移行により予熱される。予熱器２６はこの例では流体流の流れ損失のごく少ないＵ字形管として形成されている。
予熱された流体流は次いで導管２８と入口短管３０を介して酸化装置として作用する再結合器装置２０の反応室３２に入り、電熱再結合器とも呼ばれ電気的に加熱される第１の反応ゾーン３４を通過し、その中で流体流中に含まれる水素Ｈ2と酸素Ｏ2が水蒸気Ｈ2Ｏに無炎で再結合される。電気的に開始される反応はドミノ効果で周囲に同心的に配置されている反応ゾーンに伝播される（後述参照）。
Ｈ2再結合に際して生じる反応熱により電気加熱出力は起動運転後次第に落とされるが、進行中の反応は中断することはない。Ｈ2濃度が高ければ高いほど流量は送風機１８の相応する出力調整により益々大きくなるように調整される（いわゆるスライド流量運転）。
このプロセスコンポーネント内の流路は、図の横に取り出して示した横断面図Ｄから明らかなように、共通の長手軸の周りに同心的に配置され内外表面に水素再結合に関して触媒作用をする被覆を設けた円筒状の多数の担体素子３６により規定される。担体素子３６は典型的には金属またはセラミックまたは金属および／またはセラミック成分を含む複合材料から作られる。担体素子３６の触媒作用をする被覆は一般に白金、パラジウム、バナジウムおよび／またはほかの適当な貴金属を含んでいる。
このようにして形成され流れを案内する中間室３８の少なくとも１つに、または或いはこれに付加して担体素子３６には、長手軸に並行して棒状の電気加熱素子４０が配置され、しかも好適には全周にわたって均等に分布される。また中央の中間室にもこの種の電気加熱素子４０もしくは加熱棒を配置することができる。全体としてこれにより第１の反応ゾーン３４の担体素子３６で区分された流路のできるだけ均等な加熱が長手方向にわたってまた全横断面にわたって達成されるので、触媒反応は第１の反応ゾーン３４内での流体流の比較的早い流速したがってわずかな滞在時間でも開始され助成される。
第１の反応ゾーン３４に直接続いて、いわば流れ的に後続して流体流により貫流される第２の反応ゾーン４２が拡がっており、このゾーンは排気技術で公知の堆積物または流動床触媒として形成され、第１の反応ゾーン３４ではまだ捉えられなった水素および酸素成分の触媒再結合に寄与する。
第２の反応ゾーン４２から出る流体流は反応室３２のこの部分でフード状に形成された囲壁４４で方向転換を強制され、最終的に第３の断面リング状の反応ゾーン４６を通過するが、このゾーンは内側に向かっては第１の反応ゾーン３４により、外側に向かっては反応室３２のこの部分で円筒外套状の囲壁４４により限定されている。
第３の反応ゾーン４６は、両反応ゾーン３４，４２により前処理された流体流をそれ自体は公知の圧力損失の少ない担体素子を備えた受動触媒式再結合器（いわゆるＰＡＲｓ）の原理でまだ再結合すべき残りの成分に関して触媒式に後処理するのに用いられる。第１の反応ゾーン３４の周囲に外套状に形成された第３の反応ゾーン４６により内部から外部への熱移行が行われるので、第３の反応ゾーン４６も第１の反応ゾーン３４内に配置された加熱素子４０並びにそこで発熱酸化反応により放出される熱により間接的に加熱される。
反応室３２の左側の端面での新たな方向転換により３つの連続する反応ゾーン３４、４２、４６で処理され水素濃度を低減された流体流はまず、反応室の囲壁４４とそれを取り囲む外側流路５２の囲壁５０との間の断面リング状の領域４８を通って右方向にその流出短管５４に向って流れる。
この場合多段式再結合反応の結果および電気加熱素子４０の作用により加熱されて反応室３２から流出するガス・蒸気混合物は熱交換器５６として作用する予熱器２６の熱交換面の傍を流れ、そこでその熱量の一部を既に上述のようにして反応室３２に流入するガス・蒸気混合物へ放出する。
流路５２のさらに下流では、水素濃度が減ぜられたガス・蒸気混合物（排気）が冷却ゾーン６０内の冷却材、ここでは窒素Ｎ2（後述）で貫流される熱交換器５８の熱交換面の傍を流れ、その際残存熱量のさらに一部を冷却材に伝達する。特に有効な冷却のため冷却材は熱交換器５８に入るときには少なくとも部分的に液状であり、流路５２内を流れるガス・蒸気混合物の熱移行により少なくとも部分的に蒸発される。ガス・蒸気混合物に含まれる蒸気成分、特に再結合反応の結果としての水蒸気の著しい凝縮は、この場合所定の温度条件およびシステム設計によりまだ生じない。冷却ゾーン６０はしたがって単にガス冷却器であり凝縮器ではない。流れ媒体の典型的な温度値は冷却ゾーン６０の直前では６００〜８００℃の範囲であり、その後は２５０〜５００℃の範囲である。
出口側、ここでは冷却ゾーン６０の下流側では流路５２に再循環管６２が接続されており、その他端は予熱器２６に通じている管部分２２に開口しているので、再結合装置２０から流出する水素を減ぜられた流体流の一部が入口側に戻され、コンテインメント４から来る水素に富んだ流体流と混合される。正確に言えば再循環管６２の他端はベンチュリーノズル２４の喉部に配置された供給開口に通じているので、戻された部分量はそこに生じる吸引作用により主流に合流する（エジェクタ原理、下記参照）。組み込まれた排気還流およびそれに関連する反応段もしくは反応ゾーン３４、４２、４６の部分的不活性化によりコンテインメント４からの流体流の高い水素濃度（３０容積％以上）も迅速に水素低減された濃度となる。
還流される部分量の調整もしくは調節のため再循環管６２および／またはベンチュリーノズル２４の供給開口には相応する調節弁（図示せず）を設けることができる。この場合典型的には調節目的として再結合装置２０の流入流における蒸気成分を５０％以上に遵守することが望まれる。
不活性化されたコンテインメント４では再結合装置２０の前の酸素Ｏ2の調節された供給は適当な貯槽、ここでは酸素ボンベ６４とも称される加圧酸素Ｏ2で満たされた圧力容器から行われる。供給率の調整もしくは調節には調節弁６６が接続管６８に設けられ、この管はここでは反応室３２に開口している。再結合装置２０の流入流中のＨ2/Ｏ2濃度の測定により化学量論的燃焼のための必要酸素量が検出され、供給すべき酸素量が調節弁６６を介して調整される。
再循環管６２の端部の下流側で反応室３２と反対側の流路５２の端部には液体、ここでは主として後続のプロセス段で復水として生じる（後記参照）水を噴霧もしくは注水するための噴霧装置７０が配置される。このようにして流路５２に案内される流体流のさらなる冷却が噴霧冷却の形で実現される。噴霧流の調整は簡略化のため好適には固定化される。
勿論ここで記載したように再結合装置２０を多段再結合・冷却複合装置として構成することは所期の目的のために特に有利であるが、しかし原理的にはほかの、特に簡略化して構成された例えば一段式および／または低設定流速の再結合装置も使用することができる。流路５２に組み込まれる冷却段は場合によっては省略することもまたは他の方法で実現することもできる。前置接続されるベンチュリーノズルはほかの実施形態では省略することができ、再循環管６２を介する排気ガスのフィードバックも同様である。
流路５２の右端面から出る低減され冷却された流体流は導管７２を介して有利には凝縮・洗浄複合装置として形成される復水装置７４に入る。気体から液体に流体流の凝縮可能成分の相移行が行われる本来の凝縮段には、合目的的には（前）冷却段が前置接続され、この冷却段は好適には同様に構造的に全体ユニットに組み込まれる。
全体としてほぼ垂直状態にある円筒状の装置の上側部分には、冷却液７６、ここでは水Ｈ2Ｏにより囲まれるリング状冷却器７８が、流体流に含まれる蒸気成分、特に以前の再結合反応で放出される水蒸気および既にその前にコンテインメント４で放出される蒸気、に関して流体流をほぼ凝縮温度に冷却するために設けられる。リング状冷却器７８は入口集合管８０と出口集合管８２を有しており。これらの集合管はこれらの間にあり流れ的に並列接続され熱交換器として作用するスパイラル管８４を介して互いに接続される。冷却に役立つ水Ｈ2Ｏはたとえば現場の水道網（消防栓など）から取られ、必要に応じて水道栓８６を介してリング状冷却器７８を囲む冷却液容器８８に供給される。冷却過程で加熱され蒸発した水は水蒸気として蒸気出口９０から環境へ放出される。このように形成される冷却装置９１は全体として冷却器または（前）冷却段と略称することもできる。流体流の温度は冷却器の直前ではシステム内の圧力に応じて典型的には２００から５００℃の範囲であり、その後は１００〜２００℃である。
このようにしてさらに冷却される流体流は出口集合管８２を介して冷却液容器８８の内部に配置された復水装置９２に移行し、そこでさらに冷却されて蒸気成分の復水が行われる。液状の復水９４は復水容器９２の底に集められる。復水に必要な再冷却は少なくとも部分的に特別な冷却材、ここでは窒素Ｎ2により行われ、この窒素は復水９４に突入している熱交換器９６として作用する管束などを介して案内される（下記参照）。特に有効な冷却には冷却材が熱交換器９６に入る際に少なくとも部分的に液状であり、復水９４からの熱伝達により蒸発される。熱交換器９６はそれゆえ熱交換器５８と同様に窒素を使用するときには窒素蒸発器と呼ぶことができる。
復水容器９２の窒素の気化（一般には不活性ガスの気化）による再冷却に付加してまたはその代わりに、たとえば復水容器９２に取り付けられ冷却水で貫流される熱交換器によるおよび／または直接空間的に隣接し熱シンクとして作用する冷却装置９１による冷却水の気化による再冷却も可能である。一般にシステム設計は、流体流の冷却が一次的には冷却水の気化により、二次的には窒素の気化により行われ、なかんずく窒素の消費およびそれに伴って必要な備蓄を是認限度内に抑えることができるようにすると有利である。
図１に示した実施例では蒸気成分を復水すべき流体流が復水容器９２に入る際に同時に復水不能のガス成分の洗浄が行われる。このため入口範囲９８はベンチュリー洗浄器の形で形成される。流体流は中央に配置された円筒状の流路１００内にベンチュリー喉部の場合と同様にたとえば環状スリットまたは絞り状の開口として形成された狭隘部１０２を介して案内され、さらに下側に形成される復水９４に入る。狭隘部１０２の範囲または流れ方向に見てその直前において液体用の噴霧装置１０４が配置される。合目的的にはこのため復水容器９２内に溜められる復水９４自体が使用される。噴霧流は簡略化のため好適には固定調整される。狭隘部１０２の範囲における流体流の強烈な撹拌およびフラグメント化および噴霧液体の混合並びに復水不能ガス成分が溜まっている復水９４中を貫流することにより、流体流内の放射性核種並びにヨードが復水９４へ分離される。
低減運転中に復水容器９２内に溜まる放射能を帯びた復水９４は、必要に応じて非連続的にまたは連続的に復水ポンプ１０８が接続されている復水容器９２の床に接続された復水取り出し管１０６を介して引き抜かれる。復水ポンプ１０８に作用するレベル調整は、復水容器９２内の復水９４のレベル高さが設定最大値を越えないように配慮される。余剰の復水９４が大部分または完全に復水戻し管１１０を介して原子力設備６のコンテインメント４にポンプで戻されるとき、そのなかに含まれる放射性物質も所期通りに確実な管理下に置かれる。換言すれば、放射性物質は洗浄段に所期通りに保留され、そこから所期通りに再びコンテインメント４に戻すことができる。コンテインメント４への復水の供給によりそこでも冷却作用が生じ、これは再び有利なことに圧力に作用し、すなわち圧力低下を生じる。
復水戻し管１１０から導管１１２および導管１１４が分岐しており、これらの導管を介して必要に応じて復水の第１の部分流を噴霧装置７０へおよび／または第２の部分流を噴霧装置１０４へ導くことができる。復水流の適切な調整のため導管には相応する調節弁を設けることができる。
復水不能のガス成分は復水９４からその上にある復水容器９２のガス集合室１１６に入り、流れ方向に配置されたフィルタ要素１１８を通過する。フィルタ要素１１８は第１段では液滴分離器としておよび第２段または層では微細エアロゾルの分離の作用をする。分離は特にベント流を環境に放出するときに重要である（下記参照）。
集合室１１６に接続された導管１２０を介して冷却および予備洗浄されたガスはいわゆるモレキュラーシーブ１２２の形の別のフィルタ装置に導かれるが、このフィルタは復水容器９２にももしくは一般的に復水・洗浄装置に構造的に組み込むことができる。たとえばゼオライトフィルタをベースとして構成され化学吸着の原理で作動するモレキュラーシーブ１２２はことに比較的小さな粒径でも有機ヨード化合物（いわゆる有機ヨード）を保留する作用をする。
湿度に敏感でフィルタ作用する構成部分の破損の危険なしに規定通りの効果的な作動のためにモレキュラーシーブ１２２は特に自己回復的に加熱される。この目的で導管７２からそこではまだ比較的熱い流体流の取り出しのために導管１２４が分岐され、この導管は熱伝達のためモレキュラーシーブ１２２の傍に案内される。取り出し流はさらに下流側で導管１２６を介して復水容器９２内の復水９４に導かれる。
モレキュラーシーブ１２２から流出する洗浄およびろ過されたガス流は通常は完全に戻し管１２８を介してコンテインメント４に戻される。この循環運転においては環境への放出は行われない（英語：ゼロリリース／ゼロエミッション）。
非常時に対してのみ、戻し管１２８から分岐され閉鎖弁１３０を備えたとえば排気塔１３２に通じている排気管１３４を介して予め洗浄されろ過されたガス流を従来のベンティングの意味で環境へ放出することができる。したがっていつでもコンテインメント４内のより低い圧力レベルへのろ過された迅速な圧力低減を環境への放出とともに実施することができ、続いて環境への放射性物質の放出を低減するための循環運転（ゼロリリース）をすることができる。
導管１０と戻し管１２８の間にある通常は閉鎖弁１３６により閉鎖される接続導管１３８を介して洗浄およびろ過され水素原子の少ないガスの部分流を必要に応じて直接およびコンテインメント４を介して迂回せずに水素に富んだ処理すべき流体流に移すことができる。これにより送風機１８へ入る流れが不活性化される。
復水・洗浄装置７４、特に復水容器９２の再冷却のためおよび場合によっては冷却ゾーン６０内の流体流の予備冷却のため環境に対して熱的に絶縁された貯槽１４０に冷却材として液体窒素Ｎ2を満たし（通常は１０，０００から２０，０００ｍ3の容量）、この貯槽は相応する導管１４２，１４４を介してそれぞれ熱交換器５８、９６に接続され、これらの熱交換器において上述のように窒素Ｎ2が熱受領により気化される。個々に示した実施例では気化された窒素は導管１４６、１４８を介してコンテインメント４にまたは原子炉建屋に導かれる。これにより内部の雰囲気の不活性化が行われ、建屋内部の再結合器により処理できないもしくは迅速には十分に処理できない水素Ｈ2の漏洩およびそこでのコントロール不能の点火を阻止することができる。
全窒素Ｎ2をコンテインメント４または原子炉建屋に導かない場合には、余剰成分は導管１４６，１４８の図示しない放出開口を介して環境へ放出することができる。
液体窒素は比較的にコスト的に有利に入手できるので冷却および／または不活性化材として有利である。その代わりにまたはそれに付加して液体二酸化炭素（ＣＯ2）もこの目的に使用できる。明細書で窒素を取り上げている全ての箇所において二酸化炭素または窒素／二酸化炭素または一般的な不活性ガスも、それらが効果的な冷却および／または気化並びにこの状態でのコンパクトな貯蔵が可能である限り使用できる。
コンテインメント保護システム２は自給自足の中断の無い給電ユニット１５０、好適には再充電可能な電池１５２もしくは蓄電池を確実な始動および直接的な遅延の無い運転のためにステーションブラックアウトおよびＬＯＯＰ（＝ロス・オブ・オフサイト・パワー）を含む過酷事故シナリオにおいても備えることができる。電源は特に電線を介して送風機１８の駆動モータ１６および再結合装置２０の電気加熱素子４０に給電する。可能な実施例では電源は復水ポンプ１０８にも給電する。長期間のシステムの利用可能性は再充電可能の電池１５２のための、好適には内燃機関１５６（たとえばディーゼルモータ）によって駆動される発電機１５８を備えた充電ユニット１５４によって保証される。
コンテインメント保護システム２は有利にはモジュール構造で実現される。個々のシステムユニットもしくはモジュールはこのため道路および空路で輸送できるようにコンテナ寸法に設定されている。システムはそれゆえ固定設置用にコンテナ構造またはモバイル的に使用できるようにされる。たとえば復水・洗浄装置７４はモレキュラーシーブ１２２を含めてこの種のモジュールを形成するようにし、多段式再結合・冷却装置２０も同様である。給電ユニット１５０は設備全体の制御・調節装置とともに別のモジュールに収容することができる。さらに液体窒素Ｎ2の貯槽１４０は別のモジュールを形成し、備蓄品の消費後は同種の作動準備のできているモジュールと交換可能にされる。個々のモジュールは合目的的には接続端子もしくはインターフェースに関して互いに同調しているので、必要な接続は容易であり誤認混同の心配なく製造できる。
原子力設備６自体は準備段階では単に適当な接続口を設けるだけで良く、コンテインメント４の外部に配置されるモジュールの取り付け後に圧力低減流体流用の導管１０、洗浄されたガス流用の戻し管１２８および不活性化のために用意された窒素Ｎ2用の導管１６０を接続口に接続できる。このような前提は古い設備でも比較的簡単に実現もしくは後から設置できる。
これは図２に概略的に示している。垂直の破線の左側部分は原子力設備６の例として強度の高い壁厚の鋼から成りコンテインメント４とも呼ばれる内室を外部環境に対し遮蔽する外套状の格納容器８を備えた原子力発電所を示す。格納容器８には流れを導く種々の導管用に固定設置された多数の貫通口１６２、１６２'、１６２''が設けられ、導管の外側には閉鎖弁１２、１２'、１２''が設けられる（それぞれ直列に２個づつ）。さらに外側では、この例では破線の垂直線で示しているが、格納容器８を通ってコンテインメント４から引き出される導管は破線の右側に必要に応じて設置されるコンテインメント保護システム２の付属導管用の接続端管１６４、１６４'、１６４''を有するので、互いに付属する導管部分の設置および接続後に上述の導管系全体‐導管１０、戻し管１２８および不活性ガス導入管１６０‐が実現される。
図２に例示的に示した沸騰水型原子炉から判るように、この場合にはベント流の取り出しは有利には環状復水室１６６の範囲において、洗浄ガス流の戻しは原子炉圧力容器１６８の周囲範囲においておよび窒素の供給は外側に配置された部分室において行われる。
図３に示した保護システム２の実施例はその主要コンポーネントは図１の実施例と同様に構成されるので、ここでは差異点だけを述べる。
まず若干のオプション的な装備、たとえば排ガス戻し、窒素冷却および再結合装置２０における復水噴霧などは省略可能である。これらは当然のことながら個々にまたはすべてを引き続き設けることもできる。
以前に述べた実施例との主要な相違点は、送風機１８がコンテインメント４からの水素に富んだ流体流用の導管１０、すなわち再結合装置２０の上流側に配置されるのではなく、復水容器９２およびモレキュラーシーブ１２２の下流側の水素の乏しい洗浄済みのガス流用の戻し管１２８に設けられる点にある。この利点は、最初に流体流に同伴される水素Ｈ2が既に再結合装置２０で低減され、ここで生じた水蒸気が別の蒸気成分とともに復水装置７４で凝縮および分離され、残存ガス流が送風機１８へ送られる点にある。送風機１８までへの流体流の搬送には復水装置７４内で蒸気の凝縮により受動的に作られる圧力勾配で十分である。送風機１８はこの場合特に、復水不能な残存ガスを再びコンテインメント４に戻すのに役立つ。これは送風機出力の設定および流れ／エネルギー受容に有利に作用する。この実施態様自体は図１の保護システム２にも応用可能である。
またそれ自体は図１の保護システム２にも応用可能な別の組み合わせ変形例は、図３の保護システム２では、再結合装置２０と復水・洗浄装置７４との間の導管７２に膨張流体流により駆動される蒸気タービン１７０を装入し、発電機１７２を駆動することにある。
発電機１７２の端子からタッピングされた電圧は整流後に給電ユニット１５０の電池１５２を充電するのに用いられ、電池は送風機１８の駆動モータ１６および再結合装置２０の加熱素子４０に給電する。したがって水素再結合により過熱される蒸気のエンタルピ勾配が、電気エネルギーへの変換の中間工程および中間蓄積の間に復水・洗浄装置７４からの復水不能のガスをコンテインメント４に戻すのに役立つ。再充電可能の電池１５２はしたがって単にプロセスの開始時に外部から充電されるだけでよく、低減運転では自給自足で再充電される。システム全体はしたがって外部の電気補助エネルギーを使用しないほぼ受動的な運転様式に設計されている。
今迄述べた実施例に多様に組み合わせ可能な保護システムのほかの実施例を図４に示す。
ここに示した保護システム２の特別な点は、復水・洗浄装置７４もしくは冷却段６０で受動的に気化された窒素Ｎ2の膨張エンタルピが膨張ガスモータのタイプのガスモータ１７４の駆動に用いられることにある。ガスモータ１７４は有利には直接、すなわち電気エネルギーへの変換の迂回無しに戻し管１２８に配置された送風機１８を駆動して、復水不能ガスをコンテインメント４に戻す働きをする。
付加的または代替的に復水ポンプ１０８は上述のようにして同一または別の膨張ガスモータ１７４'により駆動される。代替的にすべての実施例において選択された調整レベルに応じて復水容器９２内に溜められた復水９４のコンテインメント４への再供給が地形的勾配により行うことができる。
一般に復水ポンプ１０８を使用する場合にはコンテインメント４内における復水９４は噴霧装置１７６を利用して噴霧することができ、コンテインメント雰囲気の冷却が行われる。
さらにコンテインメント４の復水または冷却液で充填されたサンプ１７８への戻しは図４に示したように行われる。
さらに図４には送風機１８の代替案または補助策が提示されており、すなわちジェットポンプのように収斂・拡散型のノズルのベンチュリー効果を利用したいわゆる蒸気エジェクタ１８０であり、これは加圧下にある駆動流体に含まれるエネルギーを戻し管１２８内で同時にノズルで吸引された同伴ガス流の駆動および圧縮に変換する。蒸気エジェクタ１８０はたとえば熱水ボイラ１８２の圧力膨張により受動的に作られる蒸気により駆動され、このボイラの加熱をそれ自体に生じるプロセス熱により自己回復的に行うことができる。これらのすべての対策はほぼ受動的なコンテインメントの冷却および不活性化を目的とするものである。
最後に図５に示した図３に関連する実施例ではコンテインメント４の外側に配置された再結合装置２０の代わりに、水素低減のためコンテインメント４内に配置された内部の再結合装置１８４へのフィードバックがたとえば同様に内部の冷却段および／または内部のフィルタユニットと組み合わせた形で行われる。内部の再結合装置１８４は特にアレヴァ・エンペー・ゲーエムベーハー社の２０１２年７月９日出願されたドイツ特許出願第１０２０１２２１１８９７．７号明細書に記載されたタイプのものである。この出願の内容は本願明細書の構成要素として引用される。
必要な場合、特にコンテインメント４内の酸素が不足する場合には、内部の再結合装置１８４は外部から酸素Ｏ2が供給される。このため格納容器８を通り閉鎖弁で閉鎖可能な別の導管が必要であり、これは酸素供給管１８６として使用される。このためこの導管の外部接続口は酸素ボンベ１８８などに接続される。この導管の内端は合目的的には再結合装置１８４の直接流入範囲もしくは反応ゾーンに直接設けるようにされる。
２ コンテインメント保護システム
４ コンテインメント
６ 原子力設備
８ 格納容器
１０ 導管
１２ 閉鎖弁
１４ 流出管
１６ 駆動モータ
１８ 送風機
２０ 再結合装置
２２ 導管部分
２４ ベンチュリーノズル
２６ 予熱器
２８ 導管
３０ 流入短管
３２ 反応室
３４ 第１の反応ゾーン
３６ 担体素子
３８ 中間室
４０ 加熱素子
４２ 第２の反応ゾーン
４４ 囲壁
４６ 第３の反応ゾーン
４８ 環状領域
５０ 囲壁
５２ 流路
５４ 流出短管
５６ 熱交換器
５８ 熱交換器
６０ 冷却ゾーン
６２ 再循環管
６４ 酸素ボンベ
６６ 調節弁
６８ 接続管
７０ 噴霧装置
７２ 導管
７４ 復水装置
７６ 冷却液
７８ リング状冷却器
８０ 入口集合管
８２ 出口集合管
８４ スパイラル管
８６ 水道栓
８８ 冷却液容器
９０ 蒸気出口
９１ 冷却装置
９２ 復水容器
９４ 復水
９６ 熱交換器
９８ 流入範囲
１００ 流路
１０２ 狭隘部
１０４ 噴霧装置
１０６ 復水取り出し管
１０８ 復水ポンプ
１１０ 復水戻し管
１１２ 導管
１１４ 導管
１１６ ガス集合室
１１８ フィルタ素子
１２０ 導管
１２２ モレキュラーシーブ
１２４ 導管
１２６ 導管
１２８ 戻し管
１３０ 閉鎖弁
１３２ 排気塔
１３４ 流出管
１３６ 閉鎖弁
１３８ 接続管
１４０ 貯槽
１４２ 導管
１４４ 導管
１４６ 導管
１４８ 導管
１５０ 給電ユニット
１５２ 電池
１５４ 充電ユニット
１５６ 内燃機関
１５８ 発電機
１６０ 供給管
１６２ 貫通口
１６４ 接続端管
１６６ 復水室
１６８ 原子炉圧力容器
１７０ 蒸気タービン
１７２ 発電機
１７４ ガスモータ
１７６ 噴霧装置
１７８ サンプ
１８０ 蒸気エジェクタ
１８２ 熱水ボイラ
１８４ 再結合装置
１８６ 酸素供給管
１８８ 酸素ボンベ
Ｄ 詳細図
Ｎ2 窒素
４ コンテインメント
６ 原子力設備
８ 格納容器
１０ 導管
１２ 閉鎖弁
１４ 流出管
１６ 駆動モータ
１８ 送風機
２０ 再結合装置
２２ 導管部分
２４ ベンチュリーノズル
２６ 予熱器
２８ 導管
３０ 流入短管
３２ 反応室
３４ 第１の反応ゾーン
３６ 担体素子
３８ 中間室
４０ 加熱素子
４２ 第２の反応ゾーン
４４ 囲壁
４６ 第３の反応ゾーン
４８ 環状領域
５０ 囲壁
５２ 流路
５４ 流出短管
５６ 熱交換器
５８ 熱交換器
６０ 冷却ゾーン
６２ 再循環管
６４ 酸素ボンベ
６６ 調節弁
６８ 接続管
７０ 噴霧装置
７２ 導管
７４ 復水装置
７６ 冷却液
７８ リング状冷却器
８０ 入口集合管
８２ 出口集合管
８４ スパイラル管
８６ 水道栓
８８ 冷却液容器
９０ 蒸気出口
９１ 冷却装置
９２ 復水容器
９４ 復水
９６ 熱交換器
９８ 流入範囲
１００ 流路
１０２ 狭隘部
１０４ 噴霧装置
１０６ 復水取り出し管
１０８ 復水ポンプ
１１０ 復水戻し管
１１２ 導管
１１４ 導管
１１６ ガス集合室
１１８ フィルタ素子
１２０ 導管
１２２ モレキュラーシーブ
１２４ 導管
１２６ 導管
１２８ 戻し管
１３０ 閉鎖弁
１３２ 排気塔
１３４ 流出管
１３６ 閉鎖弁
１３８ 接続管
１４０ 貯槽
１４２ 導管
１４４ 導管
１４６ 導管
１４８ 導管
１５０ 給電ユニット
１５２ 電池
１５４ 充電ユニット
１５６ 内燃機関
１５８ 発電機
１６０ 供給管
１６２ 貫通口
１６４ 接続端管
１６６ 復水室
１６８ 原子炉圧力容器
１７０ 蒸気タービン
１７２ 発電機
１７４ ガスモータ
１７６ 噴霧装置
１７８ サンプ
１８０ 蒸気エジェクタ
１８２ 熱水ボイラ
１８４ 再結合装置
１８６ 酸素供給管
１８８ 酸素ボンベ
Ｄ 詳細図
Ｎ2 窒素
Claims (24)
- 原子力設備（６）、特に原子力発電所のコンテインメント（４）内にある雰囲気を、水素（Ｈ2）および蒸気が大量に放出される臨界事故時に処理するためのコンテインメント保護システム（２）において、
コンテインメント（４）への接続のために設けられコンテインメント（４）から出て再び戻る流体流の循環を形成する導管系（１０、７２、１２０、１２８）が少なくとも以下の流れ的に直列接続されるコンポーネント：
‐流体流中に含まれる水素（Ｈ2）と酸素（Ｏ2）を水蒸気（Ｈ2Ｏ）に再結合するための再結合装置（２０）、
‐再結合装置（２０）に後置接続され流体流に含まれる蒸気成分の凝縮のため流体流から復水（９４）を取り出す手段を備えた復水装置（７４）、
‐流体流の駆動手段（１８、１８０）
を備え、
復水装置（７４）の少なくとも部分的な再冷却のため熱交換器（９６）が設けられ、この熱交換器が入口側で供給管（１４４）を介して冷却材として有効な不活性ガス、特に液体窒素（Ｎ2）用の貯槽（１４０）に接続される
コンテインメント保護システム（２）。 - 熱交換器（９６）が不活性ガス、特に窒素気化器として設計される請求項１記載のコンテインメント保護システム（２）。
- 熱交換器（９６）が出口側で供給管（１４８、１６０）を介してコンテインメント（４）に接続され、復水装置（７４）の再冷却のため導入された不活性ガス、特に窒素（Ｎ2）を引き続きコンテインメント（４）の不活性化のため使用できるようにされる請求項１または２記載のコンテインメント保護システム（２）。
- 再結合装置（２０）が流れ的に直列接続された多数の触媒反応ゾーン（３４、４２、４６）を有する請求項１から３の１つに記載のコンテインメント保護システム（２）。
- 少なくとも１つの反応ゾーン（３４）が電気加熱素子（４０）により加熱可能である請求項４記載のコンテインメント保護システム（２）。
- 電気的に加熱される反応ゾーン（３４）が、共通の長手軸を中心に同心的に配置され流れを導く中間室（３８）により互いに間隔をあけられ触媒が被覆された環状の横断面を有する多数の担体素子（３６）を有する請求項５記載のコンテインメント保護システム（２）。
- 再結合装置（２０）にベンチュリーノズル（２４）が流れ的に前置接続され、このノズルが流体流を１０〜１６０ｍ/ｓの流速に加速する請求項１から６の１つに記載のコンテインメント保護システム（２）。
- 酸素（Ｏ2）用の貯槽（６４、１８８）が設けられ、酸素が酸素供給管（６８、１８６）を介して再結合装置（２０）に供給可能である請求項１から７の１つに記載のコンテインメント保護システム（２）。
- 再循環管（６２）が設けられ、この管を介して再結合装置（２０）の出口側から出る流体流の部分流がその入口側に戻される請求項１から８の１つに記載のコンテインメント保護システム（２）。
- 復水装置（７４）が復水容器（９２）を有し、この容器に流体流の冷却装置（９１）が前置接続され、この冷却装置（９１）が冷却液、特に水の蒸発による再冷却用に設計されている請求項１から９の１つに記載のコンテインメント保護システム（２）。
- 復水装置（７４）に流体流用の湿式洗浄ユニットが組み込まれている請求項１から１０の１つに記載のコンテインメント保護システム（２）。
- 湿式洗浄ユニットが流体流に含まれる放射性粒子およびエアロゾルを復水（９４）中に分離するように作られている請求項１１記載のコンテインメント保護システム（２）。
- 復水装置（７４）の下流側に流体流の乾燥フィルタユニット、特に自己回復的に加熱されるモレキュラーシーブ（１２２）が設けられる請求項１から１２の１つに記載のコンテインメント保護システム（２）。
- 復水装置（７４）の下流側に流体流の環境への非常時ベンティング用の閉鎖弁（１３０）で閉鎖可能な流出管（１３４）が設けられる請求項１から１３の１つに記載のコンテインメント保護システム（２）。
- 復水装置（７４）が復水（９４）を溜めるための復水容器（９２）を有し、この容器が好適には復水ポンプ（１０８）が接続されている復水戻し管（１１０）を介してコンテインメント（４）に接続される請求項１から１４の１つに記載のコンテインメント保護システム（２）。
- 流体流の駆動手段として電気的に駆動される送風機（１８）が設けられる請求項１から１５の１つに記載のコンテインメント保護システム（２）。
- 流体流の駆動手段として貯槽（１４０）からの不活性ガス、特に窒素（Ｎ2）の膨張により駆動される送風機（１８）が設けられる請求項１から１６の１つに記載のコンテインメント保護システム（２）。
- 流体流の駆動手段として蒸気エジェクタ（１８０）が設けられ、このエジェクタが自己回復的に加熱される熱水ボイラ（１８２）からの水蒸気で駆動される請求項１から１７の１つに記載のコンテインメント保護システム（２）。
- 流体流の駆動手段が再結合装置（２０）の上流側でまたは復水装置（７４）の下流側で導管系（１０、７２、１２０、１２８）に接続される請求項１から１８の１つに記載のコンテインメント保護システム（２）。
- 再結合装置（２０）と復水装置（７４）の間に流体流により駆動される蒸気タービン（１７０）が接続され、このタービン自体がコンテインメント保護システム（２）の運転に必要な電気エネルギーを発生するため発電機（１７２）を駆動する請求項１から１９の１つに記載のコンテインメント保護システム（２）。
- 復水装置（７４）および好適には再結合装置（２０）もコンテインメント（４）の外側に配置される請求項１から２０の１つに記載のコンテインメント保護システム（２）。
- モジュラー式標準コンテナ構造を有する請求項１から２１の１つに記載のコンテインメント保護システム（２）。
- 流体流および／または復水がほぼ完全にコンテインメント（４）に戻され、環境への放出が行われない請求項１から２２の１つに記載のコンテインメント保護システム（２）の運転方法。
- 復水装置（７４）および場合によってはコンテインメント保護システム（２）の別のコンポーネントの再冷却の際に気化される不活性ガス、好適には窒素（Ｎ2）が少なくとも部分的にコンテインメント（４）および／または原子炉建屋に不活性化のため導かれる請求項２３記載の方法。
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