JP2020041834A - 水素処理システム、原子炉施設および水素処理方法 - Google Patents

Abstract

【課題】原子炉施設の事故時に発生する原子炉格納容器内の水素および酸素の濃度上昇を長期にわたり抑制することができる水素処理システムを提供する。【解決手段】水素処理システム１２０ａは、原子炉格納容器１１０外に配されて、原子炉格納容器１１０内の混合ガス中の水素と酸素とを再結合させる再結合器１２１と、混合ガス中の水素により還元される金属酸化物を有する水素処理装置１２２と、原子炉格納容器１１０からの混合ガスを受け入れる側の第１の端部１２７ａと原子炉格納容器１１０に混合ガスを戻す側の第２の端部１２７ｂとを有し、原子炉格納容器１１０に接続されることで原子炉格納容器１１０内と、再結合器１２１と、水素処理装置１２２と、を接続する閉じたループを構成する閉ループ配管１２７と、ポンプ１２３とを備える。【選択図】図１

Description

本発明の実施形態は、水素処理システム、原子炉施設および水素処理方法に関する。

沸騰水型原子力発電設備（ＢＷＲ）において、原子炉格納容器は、炉心を収容する原子炉圧力容器を格納している。原子炉格納容器においては、原子炉圧力容器を包囲する上部ドライウェル、原子炉圧力容器の下方の下部ドライウェル、および上部ドライウェルとベント管を介して接続され内部に水を貯蔵したサプレッションプールを備えたウェットウェルが形成されている。また、原子炉圧力容器を包囲して生体遮蔽壁が設置されている。

原子炉事故が発生すると、原子炉格納容器内に水素が発生する。原子炉圧力容器に接続された主蒸気管等が、原子炉格納容器の内部で万一破断した場合、原子炉格納容器内の上部ドライウェルに高温・高圧の原子炉一次冷却材（軽水）が放出される。この結果、上部ドライウェル内の圧力および温度が急激に上昇する。放出された水蒸気は、上部ドライウェル内の気体と混合して、ベント管を通してサプレッションプールにおいて冷却され吸収される。

原子炉圧力容器内には非常用炉心冷却系によりサプレッションプールの水が注入されて炉心が冷却されるが、この冷却水は長期的には炉心から崩壊熱を吸収し、破断した配管の破断口からドライウェルへ流出される。このため、上部ドライウェル内の圧力・温度は常にウェットウェルよりも高い状態となる。

このような長期的な事象下で、原子炉内では冷却材である水が放射分解され、水素と酸素が発生する。このため、水素と酸素を再度結合させて、水に戻す再結合器が通常設けられている。

この状態に対し有効な対策を行なうことができずに水素濃度が４ｖｏｌ％かつ酸素濃度が５ｖｏｌ％以上に上昇すると、すなわち水素濃度が可燃限界を超えたときには、気体は可燃状態となる。さらに、水素濃度が上昇すると爆発等の急激な反応が起きる可能性がある。こうした事態の有効な対策として、従来の沸騰水型原子力発電設備の場合には、圧力抑制式の原子炉格納容器内を窒素で置換し酸素濃度を低く維持することにより、格納容器内が可燃性雰囲気となることを防止している。

また、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（Ｍｅｔａｌ−Ｗａｔｅｒ反応）が生じ、短時間で水素が発生する。こうして発生する水素は、破断した配管の破断口から原子炉圧力容器内に放出され、原子炉格納容器内の水素濃度が次第に上昇する。また、水素は非凝縮性であるから、原子炉格納容器内の圧力も上昇する。長期にわたりこの状態が維持される場合、徐々に酸素濃度が上昇するが、最終的にはベント、すなわち原子炉格納容器内のガスを原子炉格納容器から放出することにより原子炉格納容器内が可燃性雰囲気となることを防止する。

特許６０７１４９３号公報

Ｍｅｔａｌ−Ｗａｔｅｒ反応によって大量の水素が発生する事象下において、前述の水素と酸素の再結合による従来の水素処理方法では、水素が過剰に存在する低酸素状態で水素の除去を行うことが困難である。このため、金属酸化物を充填した水素処理装置を備え付けることにより、格納容器内で発生した水素の大気へのベントの量を低減する技術が知られている。

水素除去が十分にできない場合、格納容器内の圧力を低減することができず、建屋へ漏えいして建屋での水素爆発を生じる可能性がある。一方、格納容器内雰囲気を環境に放出して格納容器内圧力を低減しようとする場合、同時に放射性廃棄物を環境に放出する恐れがある。

金属酸化物による水素処理は、金属酸化物の化学反応によるものであるため、事前に準備された金属酸化物の量により水素の処理量が決定し、長期的に継続して発生する水の放射分解による水素の処理には不向きである。一方、触媒による水素と酸素の再結合は処理量に制限がないが、水素のみの処理はできないという特徴がある。

そこで、本発明の実施形態は、原子炉施設の事故時に発生する原子炉格納容器内の水素および酸素の濃度上昇を長期にわたり抑制することを目的とする。

上述の目的を達成するため、本実施形態に係る水素処理システムは、原子炉格納容器外に配されて前記原子炉格納容器内の混合ガス中の水素と酸素とを再結合させる再結合器と、前記原子炉格納容器外に配されて前記混合ガス中の水素により還元される金属酸化物を有する水素処理装置と、前記原子炉格納容器からの前記混合ガスを受け入れる側の第１の端部と前記原子炉格納容器に前記混合ガスを戻す側の第２の端部とを有し、前記原子炉格納容器に接続されることで前記原子炉格納容器内と、前記再結合器と、前記水素処理装置と、を接続する閉じたループを構成する閉ループ配管と、前記閉ループ配管に介設されたポンプと、を備えることを特徴とする。

また、本実施形態に係る原子炉施設は、炉心と、前記炉心を収納する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を格納する前記原子炉格納容器と、事故時に、前記原子炉格納容器内の混合ガス中の水素を除去する上述の水素処理システムと、備えることを特徴とする。

また、本実施形態に係る水素処理方法は、上述の水素処理システムの前記第１の端部および前記第２端部を前記原子炉格納容器に接続するステップと、前記原子炉格納容器内の前記混合ガスを前記閉ループ配管に導き、前記再結合器および前記水素処理装置で処理するステップと、を備えることを特徴とする。

本発明の実施形態によれば、原子炉施設の事故時に発生する原子炉格納容器内の水素および酸素の濃度上昇を長期にわたり抑制することができる。

第１の実施形態に係る原子炉施設の構成を示す系統図である。 第１の実施形態に係る水素処理システムの再結合器の構成を示す縦断面図である。 第１の実施形態に係る水素処理システムの水素処理装置の構成を示す縦断面図である。 第２の実施形態に係る原子炉施設の構成を示す系統図である。 第２の実施形態に係る水素処理システムの一体型水素処理装置の構成を示す縦断面図である。 第３の実施形態に係る原子炉施設の構成を示す系統図である。 第４の実施形態に係る原子炉施設の構成を示す系統図である。 第４の実施形態に係る水素処理システムの再生加熱用熱交換器の構成を示す縦断面図である。

以下、図面を参照して、本発明の実施形態に係る水素処理システム、原子炉施設および水素処理方法について説明する。ここで、互いに同一または類似の部分には、共通の符号を付して、重複する説明は省略する。

［第１の実施形態］
図１は、第１の実施形態に係る原子炉施設の構成を示す系統図である。

原子炉施設２００は、炉心１１、炉心１１を収納する原子炉圧力容器１２、および原子炉格納施設１００を有する。原子炉格納施設１００は、原子炉格納容器１１０および水素処理システム１２０ａを有する。

原子炉格納容器１１０は、本体容器１１１、トーラス１１４、および本体容器１１１とトーラス１１４を連通する複数のベント管１１７を有する。

本体容器１１１は、原子炉圧力容器１２を収納する密閉容器である。原子炉圧力容器１２は、本体容器１１１内の原子炉圧力容器ぺデスタル１１８により支持されている。本体容器１１１は、その内部にドライウェル１１３を形成する。

トーラス１１４は、断面がほぼ円形で、環状に形成された密閉容器である。内部にはプール水が貯留された圧力抑制プール１１５が形成されている。また、トーラス１１４内の圧力抑制プール１１５の上方には、ウェットウェル気相部１１６が形成されている。

一方の端部を本体容器１１１内に開放された複数のベント管１１７の他方の端部は、トーラス１１４内に挿入されている。それぞれのベント管１１７のトーラス１１４の貫通部は、気密に形成されている。複数のベント管１１７の他方の端部は、トーラス１１４内に配された環状のリングヘッダ１１７ａに接続されている。リングヘッダ１１７ａからは、周方向に互いに間隔をおいて配されたダウンカマ１１７ｂの一方の端部が接続されている。ダウンカマ１１７ｂの他方の端部は、圧力抑制プール１１５内のプール水内に浸漬されている。

水素処理システム１２０ａは、再結合器１２１、水素処理装置１２２、ポンプ１２３、冷却器１２４、および第１の端部１２７ａと第２の端部１２７ｂで原子炉格納容器１１０に接続して原子炉格納容器１１０の外側で閉じたループを構成する閉ループ配管１２７を有する。本実施形態においては、再結合器１２１、水素処理装置１２２、ポンプ１２３および冷却器１２４は閉ループ配管１２７の途中に直列に接続されている。

閉ループ配管１２７は、取り出し管１２５と戻り管１２６を有する。取り出し管１２５は、第１の端部１２７ａで、２つの隔離弁１１９ａを介して原子炉格納容器１１０の本体容器１１１と接続されており、原子炉格納容器１１０から混合ガスを導く。戻り管１２６は、第２の端部１２７ｂで、２つの隔離弁１１９ｂを介して原子炉格納容器１１０の本体容器１１１と接続されており、処理された混合ガスを原子炉格納容器１１０に導く。取り出し管１２５と戻り管１２６の原子炉格納容器１１０における接続位置はどこでもよい。

ポンプ１２３および再結合器１２１は取り出し管１２５に介設されている。また、冷却器１２４は戻り管１２６に介設されている。水素処理装置１２２は、取り出し管１２５および戻り管１２６と接続している。

すなわち、閉ループ配管１２７は、閉ループ配管１２７の入口側の取り出し管１２５の流入側端部（第１の端部１２７ａ）が原子炉格納容器１１０の容器本体１１１に接続されるとともに、閉ループ配管１２７の出口側の戻り管１２６の流出側端部（第２の端部１２７ｂ）も原子炉格納容器１１０の容器本体１１１に接続されており、閉ループ配管１２７の途中に介在する再結合器１２１、水素処理装置１２２、ポンプ１２３および冷却器１２４などの各構成を含め、全体としての閉ループ配管１２７が原子炉格納容器１１０の容器本体１１１以外には入口または出口を有さない。つまり、原子炉格納容器１１０の外側で閉じたループを構成する。

これにより、全体としての閉ループ配管１２７は、原子炉格納容器１１０の容器本体１１１に２つの隔離弁１１９ａおよび２つの隔離弁１１９ｂを介して接続されることにより、原子炉格納容器１１０内の雰囲気が原子炉格納容器１１０外に流出しないように構成される。

したがって、水素処理システム１２０ａにおいては、処理対象である水素ガスを含む気体および処理された後の気体（以下、混合ガス）は、本体容器１１１に接続する２つの隔離弁１１９ａとの接続部から、流れ方向に沿って、ポンプ１２３、再結合器１２１、水素処理装置１２２および冷却器１２４の順に流れ、本体容器１１１に接続する２つの隔離弁１１９ｂを経由して、本体容器１１１に流入する。

なお、複数の水素処理装置１２２を互いに並列に設けて、後述する金属酸化物１２２ｂ（図３）の還元反応が飽和状態になる、あるいは飽和状態に近づくと、使用する水素処理装置１２２を別のものに切り替える構成を有することとしてもよい。

ポンプ１２３は、原子炉格納容器１１０から混合ガスを取り出して、処理された混合ガスを原子炉格納容器１１０に戻す駆動力を生ずる。

図２は、第１の実施形態に係る水素処理システムの再結合器の構成を示す縦断面図である。

再結合器１２１は、筐体１２１ａ、および筐体１２１ａ内に収納された触媒１２１ｂを有する。触媒１２１ｂは、たとえば粒状であり、筐体１２１ａ内の触媒１２１ｂの入口側に配された入口保持部１２１ｃと出口側に配された出口保持部１２１ｅとにより挟まれて保持されている。触媒１２１ｂの材料としては、たとえば、プラチナ、パラジウムなどがある。なお、図２では、再結合器１２１が横置きの場合を例にとって示しているが、縦置きでもよい。この場合、混合ガスの温度上昇と整合を図るため、入口側を下、出口側を上とする。

入口保持部１２１ｃと出口保持部１２１ｅは、気体が通過可能に形成された多孔体あるいはメッシュなどである。

筐体１２１ａ内の入口保持部１２１ｃの上流側には、筐体入口１２１ｄが形成されている。また、筐体１２１ａ内の出口保持部１２１ｅの下流側には、筐体出口１２１ｆが形成されている。これらの空間を設けることにより、再結合器１２１の筐体１２１ａ内の流れの乱れが低減し、触媒１２１ｂを流れる混合ガスの流れがより均一となる。

再結合器１２１内の触媒により、混合ガス中の水素と酸素は、次の式（１）に示す化学反応により再結合して水蒸気あるいは水分となる。
２Ｈ_２＋Ｏ_２→２Ｈ_２Ｏ ・・・（１）

なお、再結合器１２１は、流れがほぼ水平の場合を例にとって示したが、これには限定されない。たとえば、流れが鉛直上向きの場合であってもよい。なお、式（１）の反応は発熱反応であることから、流れの方向を鉛直方向にとる場合は、混合ガスの温度上昇による浮力の影響を考慮して、下側を入口側、上側を出口側とする。

図３は、第１の実施形態に係る水素処理システムの水素処理装置の構成を示す縦断面図である。

水素処理装置１２２は、筐体１２２ａ、および筐体１２２ａ内に収納された金属酸化物１２２ｂを有する。金属酸化物１２２ｂは、たとえば粒状の酸化銅や二酸化マンガン等であり、流れの入口側に配された入口保持部１２２ｃと、流れの出口側に配された出口保持部１２２ｅとによって挟まれ、保持されている。

入口保持部１２２ｃと出口保持部１２２ｅは、気体が通過可能に形成された多孔体あるいはメッシュなどである。

筐体１２２ａ内の入口保持部１２２ｃの下流側には、筐体入口１２２ｄが形成されている。また、筐体１２２ａ内の出口保持部１２２ｅの上側には、筐体出口１２２ｆが形成されている。これらの空間を設けることにより、水素処理装置１２２の筐体１２２ａ内の流れの乱れが低減し、金属酸化物１２２ｂを流れる混合ガスの流れがより均一となる。

図３では、水素処理装置１２２が縦置きの場合を例にとって示しているが、横置きの場合であってもよい。

混合ガス中の水素は、水素処理装置１２２内の金属酸化物１２２ｂとの間で、次の式（２）に示す反応により除去される。
ｎＨ_２＋Ｍ_ｍＯ_ｎ→ｎＨ_２Ｏ＋ｍＭ ・・・（２）
ここで、Ｍ_ｍＯ_ｎは、金属酸化物を示す。金属酸化物としては、たとえば、酸化銅、酸化コバルト、二酸化マンガンなどがある。

冷却器１２４は、上流側の再結合器１２１および水素処理装置１２２で温度が上昇し、かつ発生した水蒸気が混合した混合ガスを冷却するとともに、水蒸気を凝縮させ原子炉格納容器１１０に戻す。戻す場所は特に限定されないが、サプレッションプールが好ましい。冷却器１２４は、たとえば、シェルアンドチューブ型の熱交換器であり、たとえば、冷却水により混合ガスを冷却する。

本実施形態による水素処理方法は、２つのステップを有する。第１のステップにおいては、水処処理システム１２０ａの第１の端部１２７ａを２つの隔離弁１１９ａを介して原子炉格納容器１１０に接続し、かつ、第２の端部１２７ｂを２つの隔離弁１１９ｂを介して原子炉格納容器１１０に接続する。また、第２のステップにおいては、原子炉格納容器１１０内の混合ガスを、閉ループ配管１２７に導き、再結合器１２１および水素処理装置１２２で処理する。

次に、本実施形態による水素処理システム１２０ａの作用を説明する。

原子炉施設２００において炉心１１の大規模な溶融を伴うシビアアクシデントが発生し、原子炉格納容器１１０内に混合ガスが蓄積される。混合ガスには、冷却水が放射線により分解されて生じた水素と酸素、および、燃料被覆管の温度が上昇する場合に水蒸気と燃料被覆管材料のジルコニウムとの間の反応（Ｍｅｔａｌ−Ｗａｔｅｒ反応）により生じた水素が含まれる。

本実施形態による水素処理システム１２０ａのポンプ１２３により、原子炉格納容器１１０内に蓄積された混合ガスが取り出され、再結合器１２１に流入する。再結合器１２１において、式（１）に示すように、触媒１２１ｂの作用により水素と酸素とが２対１のモル数比で再結合する。また、この再結合反応は発熱反応であることから、再結合器１２１から流出する混合ガスの温度は、再結合器１２１に流入する混合ガスの温度より高くなっている。

再結合器１２１から流出する混合ガスは、次に、水素処理装置１２２に流入する。水素処理装置１２２においては、式（２）に示した反応により、金属酸化物１２２ｂが還元される代わりに水素が酸化され、混合ガスから水素が除去される。この結果、水蒸気が生ずる。

水素処理装置１２２における金属酸化物１２２ｂの還元反応は発熱反応であるため、混合ガスが金属酸化物１２２ｂの温度は下流側になるほど高くなる。また、金属酸化物１２２ｂの還元反応は、低温では反応速度が遅い。本実施形態では、再結合器１２１で混合ガスの温度が上昇している。このため、水素処理装置１２２においては、混合ガスを受け入れた段階から反応は加速される。

再結合器１２１での再結合反応、水素処理装置１２２での金属酸化物１２２ｂの還元反応により、水素濃度が低減し、かつ、これらの反応により生成した水蒸気が混合した混合ガスは、たとえば数百度の高い温度で、水素処理装置１２２から流出する。

水素処理装置１２２から流出した混合ガスは、冷却器１２４に流入する。冷却器１２４において、混合ガス中の水蒸気は、凝縮して凝縮水となり、系内で戻される。この結果、原子炉格納容器１１０には、冷却された混合ガスが送られる。

以上のように、本実施形態によれば、原子炉施設２００の事故時に発生する原子炉格納容器１１０内の水素および酸素の濃度上昇を長期にわたり抑制することができる。また、水素処理装置１２２は水素ガスの処理容量に比例して金属酸化物量が増大するが、再結合器１２１と併用することによって金属酸化物量を抑制することができる。また、水素処理装置１２２は、反応速度が好適な温度にすべくヒータ等による混合ガスの加熱が必要な場合があるが、再結合器１２１によって高温ガスを昇温させることでヒータの省略または小型化が可能となる。

［第２の実施形態］
図４は、第２の実施形態に係る原子炉施設の構成を示す系統図である。本実施形態は、第１の実施形態の変形である。第２の実施形態における水素処理システム１２０ｂにおいては、第１の実施形態の水素処理システム１２０ａにおける再結合器１２１および水素処理装置１２２に代えて、一体型水素処理装置１４０を有する。その他の点では、第１の実施形態と同様である。

図５は、第２の実施形態に係る水素処理システムの一体型水素処理装置の構成を示す縦断面図である。

一体型水素処理装置１４０は、筐体１４１、筐体１４１内に収納された触媒１４２および金属酸化物１４３を有する。

触媒１４２は、筐体１４１内の触媒１４２の入口側に配された再結合部入口保持部１４２ａと出口側に配された再結合部出口保持部１４２ｂとにより挟まれて保持されている。金属酸化物１４３は、流れの入口側に配された水素処理部入口保持部１４３ａと、流れの出口側に配された水素処理部出口保持部１４３ｂとによって挟まれ、保持されている。

再結合部入口保持部１４２ａ、再結合部出口保持部１４２ｂ、水素処理部入口保持部１４３ａ、および水素処理部出口保持部１４３ｂのそれぞれは、気体が通過可能に形成された多孔体あるいはメッシュなどである。

筐体１４１内の再結合部入口保持部１４２ａの上流側には、入口部１４４が形成されている。筐体１４１内の再結合部出口保持部１４２ｂと水素処理部入口保持部１４３ａとの間には、中間部１４５が形成されている。また、筐体１４１内の水素処理部出口保持部１４３ｂの下流側には、出口部１４６が形成されている。これらの空間を設けることにより、触媒１４２および金属酸化物１４３内の流れの乱れが低減し、触媒１４２内および金属酸化物１４３内を流れる混合ガスの流れがより均一となる。

本実施形態で示したように、再結合器１２１および水素処理装置１２２に代えて、一体型水素処理装置１４０とすることにより、再結合反応で生じた熱エネルギを、その上方に配した金属酸化物の還元反応に有効に使用することができ、反応効率が向上する。

［第３の実施形態］
図６は、第３の実施形態に係る原子炉施設の構成を示す系統図である。本実施形態は、第１の実施形態の変形である。

本第３の実施形態に係る原子炉施設２００の原子炉格納施設１００は、水素処理システム１２０ｃを有する。

水素処理システム１２０ｃは、第１の実施形態における水素処理システム１２０ａが有する構成機器、配管に加えて、さらに移動体１２８を有する。移動体１２８は、再結合器１２１、水素処理装置１２２、ポンプ１２３、および冷却器１２４、さらには、これらを結合する取り出し管１２５および戻り管１２６を搭載し、かつ移動可能である。移動体１２８は、たとえばトラックなどの移動車両である。

また、移動体１２８は、原子炉格納容器１１０の外側のたとえば原子炉建屋２０内の一室である設置室２１内に進入し、遮へい扉２２により設置室２１の外側とは気密に隔離され、かつ、設置室２１への放射線が遮へいされる。

設置室２１には、原子炉格納容器１１０に接続され２つの隔離弁１１９ａが介設された配管の端部に接続部１１９ｃが設けられている。同様に、原子炉格納容器１１０に接続され２つの隔離弁１１９ｂが介設された配管の端部に接続部１１９ｄが設けられている。

なお、図６では、２つの隔離弁１１９ａのいずれもが原子炉格納容器１１０の本体容器１１１の外側に設けられている場合を例にとって示したが、一方が内側、あるいは両方とも内側にある場合であってもよい。

一方、取り出し管１２５の上流側の端部には、接続部１１９ｃと接続可能な接続部１２５ａが設けられている。同様に、戻り管１２６の下流側の端部には、接続部１１９ｄと接続可能な接続部１２６ａが設けられている。これらの接続部は、たとえばフランジであり、ボルト、ナットで互いに結合される。ここで、接続は、２つの隔離弁１１９ａおよび２つの隔離弁１１９ｂを閉止したままの状態で行う。

以上のように、本実施形態は、可搬式の水素処理システムであるので、たとえば、一つの地域の複数の原子炉施設で共用することができる。また、既設の原子炉施設にも、取り合い構造部分の改造程度で、使用することができる。

［第４の実施形態］
図７は、第４の実施形態に係る原子炉施設の構成を示す系統図である。本実施形態は、第１の実施形態の変形である。本実施形態に係る水素処理システム１２０ｄは、再生加熱用熱交換器１３１をさらに有する。その他の点では、第１の実施形態と同様である。

図８は、第４の実施形態に係る水素処理システムの再生加熱用熱交換器の構成を示す縦断面図である。再生加熱用熱交換器１３１は、筐体１３１ａ、伝熱管１３１ｂ、およびヒータ１３１ｃを有する熱交換器である。

また、再生加熱用熱交換器１３１は、取り出し管１２５に接続されているとともに、戻り管１２６にも接続されている。

再結合器１２１の出口側に接続する取り出し管１２５とは、筐体１３１ａの筐体入口部１３１ｍで接続する。また、水素処理装置１２２に接続する取り出し管１２５とは、筐体出口部１３１ｎで接続する。

伝熱管１３１ｂは、一方の端部が水素処理装置１２２に接続する入口側の戻り管１２６に、他方の端部が冷却器１２４に接続する出口側の戻り管１２６に接続されている。なお、図８では、伝熱管１３１ｂは、複数のＵベントを有する単一の管の場合を例にとって示しているがこれに限定されない。たとえば、入口側の戻り管１２６に接続するヘッダと、出口側の戻り管１２６に接続するヘッダとを設けて、この２つのヘッダ間を複数の伝熱管で接続する構成を有してもよい。あるいは、伝熱管をらせん状に形成してもよい。

なお、図７では、再生加熱用熱交換器が横置きの場合を例にとって示しているが、縦置きでもよい。この場合、混合ガスの温度上昇と整合を図るため、筐体入口部１３１ｍ側を下、筐体出口部１３１ｎ側を上とする。

このように、伝熱管１３１ｂ内を、水素処理装置１２２において処理された後の、たとえば数百度程度の高温の混合ガスが流れ、筐体１３１ａ内の伝熱管１３１ｂの外側の閉空間１３１ｓを、水素処理装置１２２に流入する前の、たとえば２００度程度の相対的に温度の低い混合ガスが流れる。

ヒータ１３１ｃは、筐体１３１ａ内であって、伝熱管１３１ｂの外側の閉空間１３１ｓに配されている。ヒータ１３１ｃは、電気ヒータでもよいし、たとえば油などの高温の媒体による加熱方式でもよい。

第１の実施形態においては、水素処理装置１２２での反応速度を確保するために、再結合器１２１を上流側に配置して、混合ガスを再結合器１２１における反応で温度が上昇した状態で、水素処理装置１２２に流入するように構成している。

一方、本第４の実施形態では、再生加熱用熱交換器１３１を設けることにより、再結合器１２１から流出した混合ガスは、伝熱管１３１ｂを介して伝熱管１３１ｂ内の高温の混合ガスにより加熱されるとともに、ヒータ１３１ｃにより加熱される。再結合器１２１から流出した混合ガスは、このように、十分に高温になった状態で、水素処理装置１２２に流入するため、水素処理装置１２２における反応速度が向上し、水素除去の能力を高めることができる。

また、水素処理装置１２２から流出した混合ガスは、再生加熱用熱交換器１３１において熱交換により温度が低下した状態で、再生加熱用熱交換器１３１の下流に配された冷却器１２４に流入する。この結果、冷却器１２４の熱負荷が低減され、混合ガスは、冷却器１２４において確実に冷却され、また水蒸気の除去がなされた上で、原子炉格納容器１１０に戻される。

また、水素処理装置１２２で処理する前の混合ガスと処理した後のガスとを熱交換させることにより、ヒータ１３１ｃや冷却器１２４に要するエネルギが抑えられ、設備の小型化やエネルギ効率の向上に寄与する。

［その他の実施形態］
以上、本発明の実施形態を説明したが、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。たとえば、各実施形態では、原子炉格納容器が、ＢＷＲのいわゆるＭａｒｋ−Ｉ型の場合を例にとって示したが、これに限定されない。たとえばＡＢＷＲ（Ａｄｖａｎｃｅｄ ＢＷＲ）の鉄筋コンクリート製の原子炉格納容器など、その後の原子炉格納容器の型式の場合であってもよい。また、実施形態では、ＢＷＲの場合を例にとって示したが、たとえば加圧水型原子力発電設備など、軽水また重水を冷却材としている原子炉施設であれば、適用可能である。

また、実施形態では、原子炉格納容器のドライウェル内の水素を処理するために、水素ガス処理システムあるいは水素ガス処理装置を、ドライウェル内と連通させる場合を例にとって示したが、これに限定されない。すなわち、ウェットウェル気相部内の水素を処理するために、水素ガス処理システムあるいは水素ガス処理装置を、ウェットウェル気相部と連通させてもよい。

また、実施形態では、再結合器１２１が、原子炉格納容器１１０の本体容器の外側で、水素処理装置の上流側に設けられている場合を例にとって示したが、これに限定されない。たとえば、水素処理装置の上流側に設けられている場合であってもよい。あるいは本体容器１１１の内部に設けられている場合であってもよい。

また、各実施形態の特徴を組み合わせてもよい。たとえば、第２の実施形態と第３の実施形態の特徴を組み合わせて、一部を一体化し、かつ可搬式とすることでもよい。また、第２の実施形態あるいは第３の実施形態の特徴と、第４の実施形態の特徴とを組み合わせてもよい。あるいは、第１ないし第４の実施形態の特徴を全て組み合わせてもよい。

さらに、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、変更を行うことができる。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。

１１…炉心、１２…原子炉圧力容器、２０…原子炉建屋、２１…設置室、２２…遮へい扉、１００…原子炉格納施設、１１０…原子炉格納容器、１１１…本体容器、１１３…ドライウェル、１１４…トーラス、１１５…圧力抑制プール、１１６…ウェットウェル気相部、１１７…ベント管、１１７ａ…リングヘッダ、１１７ｂ…ダウンカマ、１１８…原子炉圧力容器ぺデスタル、１１９ａ、１１９ｂ…隔離弁、１１９ｃ、１１９ｄ…接続部、１２０ａ、１２０ｂ、１２０ｃ、１２０ｄ…水素処理システム、１２１…再結合器、１２１ａ…筐体、１２１ｂ…触媒、１２１ｃ…入口保持部、１２１ｄ…筐体入口、１２１ｅ…出口保持部、１２１ｆ…筐体出口、１２２…水素処理装置、１２２ａ…筐体、１２２ｂ…金属酸化物、１２２ｃ…入口保持部、１２２ｄ…筐体入口、１２２ｅ…出口保持部、１２２ｆ…筐体出口、１２３…ポンプ、１２４…冷却器、１２５…取り出し管、１２５ａ…接続部、１２６…戻り管、１２６ａ…接続部、１２７…閉ループ配管、１２７ａ…第１の端部、１２７ｂ…第２の端部、１２８…移動体、１３１…再生加熱用熱交換器（熱交換器）、１３１ａ…筐体、１３１ｂ…伝熱管、１３１ｃ…ヒータ、１３１ｓ…閉空間、１３１ｍ…筐体入口部、１３１ｎ…筐体出口部、１４０…一体型水素処理装置、１４１…筐体、１４２…触媒、１４２ａ…再結合部入口保持部、１４２ｂ…再結合部出口保持部、１４３…金属酸化物、１４３ａ…水素処理部入口保持部、１４３ｂ…水初処理部出口保持部、１４４…入口部、１４５…中間部、１４６…出口部、２００…原子炉施設

Claims (8)

1. 原子炉格納容器外に配されて前記原子炉格納容器内の混合ガス中の水素と酸素とを再結合させる再結合器と、
   前記原子炉格納容器外に配されて前記混合ガス中の水素により還元される金属酸化物を有する水素処理装置と、
   前記原子炉格納容器からの前記混合ガスを受け入れる側の第１の端部と前記原子炉格納容器に前記混合ガスを戻す側の第２の端部とを有し、前記原子炉格納容器に接続されることで前記原子炉格納容器内と、前記再結合器と、前記水素処理装置と、を接続する閉じたループを構成する閉ループ配管と、
   前記閉ループ配管に介設されたポンプと、
   を備えることを特徴とする水素処理システム。
2. 前記水素処理装置は、前記再結合器の下流側に配されていることを特徴とする請求項１に記載の水素処理システム。
3. 前記再結合器と前記水素処理装置は一体に形成されていることを特徴とする請求項１または請求項２に記載の水素処理システム。
4. 前記ポンプを含めた前記閉ループ配管を搭載して移動可能な移動体をさらに備え、
   前記閉ループ配管の前記２つの端部のそれぞれは、前記原子炉格納容器に備えられた隔離弁を介して前記原子炉格納容器内に接続可能な接続部を有することを特徴とする請求項１ないし請求項３のいずれか一項に記載の水素処理システム。
5. 前記閉ループ配管の前記水素処理装置と前記第２の端部との間に介設されて、前記混合ガスを冷却する冷却器をさらに備えることを特徴とする請求項１ないし請求項４のいずれか一項に記載の水素処理システム。
6. 筐体と前記筐体内に配され前記筐体の外部と接続可能な伝熱管とを有する熱交換器をさらに備え、
   前記熱交換器の前記筐体は、前記再結合器の出口側に接続する入口部と、前記水素処理装置の入口側に接続する出口部とを有し、
   前記熱交換器の前記伝熱管は、入口側が前記水素処理装置の出口側に接続し、出口側が前記第２の端部側に接続する、
   ことを特徴とする請求項１ないし請求項５のいずれか一項に記載の水素処理システム。
7. 炉心と、
   前記炉心を収納する原子炉圧力容器と、
   前記原子炉圧力容器を格納する原子炉格納容器と、
   請求項１ないし請求項６のいずれか一項に記載の水素処理システムと、
   を備えることを特徴とする原子炉施設。
8. 請求項１ないし請求項６のいずれか１項に記載の水素処理システムの前記第１の端部および前記第２端部を前記原子炉格納容器に接続するステップと、
   前記原子炉格納容器内の前記混合ガスを前記閉ループ配管に導き、前記再結合器および前記水素処理装置で処理するステップと、
   を備える水素処理方法。

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