JP2815424B2 - 放射性気体廃棄物処理装置 - Google Patents
放射性気体廃棄物処理装置Info
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- JP2815424B2 JP2815424B2 JP1282804A JP28280489A JP2815424B2 JP 2815424 B2 JP2815424 B2 JP 2815424B2 JP 1282804 A JP1282804 A JP 1282804A JP 28280489 A JP28280489 A JP 28280489A JP 2815424 B2 JP2815424 B2 JP 2815424B2
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- exhaust gas
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
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Description
【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は原子力プラントにおける放射性気体廃棄物処
理装置に係わり、特に、原子炉一次系の応力腐蝕割れ防
止や、炉内放射線高照射材料の長寿命化、信頼性向上等
を目的として原子炉圧力容器の給水系等の原子炉一次系
に水素を注入する原子力プラントの放射性気体廃棄物処
理装置に関する。
理装置に係わり、特に、原子炉一次系の応力腐蝕割れ防
止や、炉内放射線高照射材料の長寿命化、信頼性向上等
を目的として原子炉圧力容器の給水系等の原子炉一次系
に水素を注入する原子力プラントの放射性気体廃棄物処
理装置に関する。
一般に、沸騰水型原子力プラントにおいては、プラン
ト内に放射性気体廃棄物処理装置を設置し、原子炉圧力
容器からの排ガスに含まれる放射性気体廃棄物の放射能
を十分減衰させた後に、大気に放出するようにしてい
る。また、放射性気体廃棄物処理装置には酸素ガスと水
素ガスを化合する再結合器を配置し、炉水の放射線分解
により発生し、排ガス中に含まれる酸素ガスと水素ガス
を除去するようにしている。
ト内に放射性気体廃棄物処理装置を設置し、原子炉圧力
容器からの排ガスに含まれる放射性気体廃棄物の放射能
を十分減衰させた後に、大気に放出するようにしてい
る。また、放射性気体廃棄物処理装置には酸素ガスと水
素ガスを化合する再結合器を配置し、炉水の放射線分解
により発生し、排ガス中に含まれる酸素ガスと水素ガス
を除去するようにしている。
また、原子力プラントにおいては、例えば特開昭63−
122997号公報に記載のように、原子炉一次系の応力腐蝕
割れ防止や、炉内放射線高照射材料の長寿命化、信頼性
向上等を目的として原子炉圧力容器の給水系等の原子炉
一次系に水素を注入し、炉心における炉水の放射線分解
により発生した酸素ガス（O2）と結合させ、水を生成
し、炉水中の溶存酸素の低減を図ると共に、炉水の放射
線分解を抑制して、水素ガス及び酸素ガスの発生を抑え
るようにしている。
122997号公報に記載のように、原子炉一次系の応力腐蝕
割れ防止や、炉内放射線高照射材料の長寿命化、信頼性
向上等を目的として原子炉圧力容器の給水系等の原子炉
一次系に水素を注入し、炉心における炉水の放射線分解
により発生した酸素ガス（O2）と結合させ、水を生成
し、炉水中の溶存酸素の低減を図ると共に、炉水の放射
線分解を抑制して、水素ガス及び酸素ガスの発生を抑え
るようにしている。
ところで、一次系配管に水素ガスを注入した場合、気
体廃棄物の水素ガスは注入した分と放射性分解した分と
からなり、また、酸素ガスは、放射線分解した分と主復
水器に漏入する分とからなるため、水素ガスと酸素ガス
とは、化学量論的な量比で存在しなくなる。このため、
特開昭63−122997号公報に記載の放射性気体廃棄物処理
装置では、再結合器の上流側に酸素ガスを供給するライ
ンを設け、化学量論的な量比を確保することにより余剰
の水素ガスをも再結合して、除去するようにしている。
この場合、水素注入開始時における酸素注入開始時期と
注入量および水素注入停止時における酸素注入停止時期
が適切な時期に制御されていないと、再結合器下流にお
ける水素濃度が爆発範囲内（４〜75Vol％）となった
り、希ガスホールドアップ塔の処理能力以上の希ガスが
流れるおそれがあるため、希ガスホールドアップ塔の上
流に希ガス流量計を設け、この希ガス流量計からの信号
に基づき注入制御を行う制御器によって、水素ガスおよ
び酸素ガスの注入を制御している。
体廃棄物の水素ガスは注入した分と放射性分解した分と
からなり、また、酸素ガスは、放射線分解した分と主復
水器に漏入する分とからなるため、水素ガスと酸素ガス
とは、化学量論的な量比で存在しなくなる。このため、
特開昭63−122997号公報に記載の放射性気体廃棄物処理
装置では、再結合器の上流側に酸素ガスを供給するライ
ンを設け、化学量論的な量比を確保することにより余剰
の水素ガスをも再結合して、除去するようにしている。
この場合、水素注入開始時における酸素注入開始時期と
注入量および水素注入停止時における酸素注入停止時期
が適切な時期に制御されていないと、再結合器下流にお
ける水素濃度が爆発範囲内（４〜75Vol％）となった
り、希ガスホールドアップ塔の処理能力以上の希ガスが
流れるおそれがあるため、希ガスホールドアップ塔の上
流に希ガス流量計を設け、この希ガス流量計からの信号
に基づき注入制御を行う制御器によって、水素ガスおよ
び酸素ガスの注入を制御している。
以上の構成を有する従来の放射性気体廃棄物処理装置
においては、原子炉からの水素発生量0.065Nm3/h/MWeに
対し、余裕をもった設計値0.1Nm3/h/MWeの水素ガスを処
理できるように、再結合器の容量が設計されている。す
なわち、例えば80万MWe級の沸騰水型原子力プラントの
場合、定格時において103Nm3/hの水素ガスが発生する
が、これに対して再結合器は設計上は157Nm3/hの水素ガ
スの処理が可能である。したがって、許容水素注入量は
157−103＝54Nm3/hであり、原子力圧力容器の給水系に
は54Nm3/hの水素が注入可能である。
においては、原子炉からの水素発生量0.065Nm3/h/MWeに
対し、余裕をもった設計値0.1Nm3/h/MWeの水素ガスを処
理できるように、再結合器の容量が設計されている。す
なわち、例えば80万MWe級の沸騰水型原子力プラントの
場合、定格時において103Nm3/hの水素ガスが発生する
が、これに対して再結合器は設計上は157Nm3/hの水素ガ
スの処理が可能である。したがって、許容水素注入量は
157−103＝54Nm3/hであり、原子力圧力容器の給水系に
は54Nm3/hの水素が注入可能である。
一方、主復水器からの放射性ガスを抽気、希釈する空
気抽出器は排ガス希釈用の主蒸気を一定の流量しか流せ
ない構造になっており、その流量は水素ガスが設計上の
許容量157Nm3/hのときに水素濃度が爆発限界の4Vol％以
下になるように設定されており、許容水素注入量の54Nm
3/h以上の水素が注入されると、水素濃度が爆発限界の4
Vol％を越えた排ガスが放射線気体廃棄物処理装置に流
入することになる。この場合、水素ガスと酸素ガスの量
が適切に制御されていれば、再結合器の下流側における
排ガス中の水素濃度は爆発限界以下となるが、再結合器
の上流側には水素濃度が爆発限界の4Vol％を越えた排ガ
スが流れる。
気抽出器は排ガス希釈用の主蒸気を一定の流量しか流せ
ない構造になっており、その流量は水素ガスが設計上の
許容量157Nm3/hのときに水素濃度が爆発限界の4Vol％以
下になるように設定されており、許容水素注入量の54Nm
3/h以上の水素が注入されると、水素濃度が爆発限界の4
Vol％を越えた排ガスが放射線気体廃棄物処理装置に流
入することになる。この場合、水素ガスと酸素ガスの量
が適切に制御されていれば、再結合器の下流側における
排ガス中の水素濃度は爆発限界以下となるが、再結合器
の上流側には水素濃度が爆発限界の4Vol％を越えた排ガ
スが流れる。
気体廃棄物処理装置には再結合器の触媒の性能を維持
するために排ガスを加熱する予熱器が再結合器の上流に
設置されている。このため、再結合器の上流側に水素濃
度が爆発限界の4Vol％を越えた排ガスが流れることは非
常に危険である。
するために排ガスを加熱する予熱器が再結合器の上流に
設置されている。このため、再結合器の上流側に水素濃
度が爆発限界の4Vol％を越えた排ガスが流れることは非
常に危険である。
なお、この問題は酸素注入をしない気体廃棄物処理装
置においても同様に存在する。
置においても同様に存在する。
本発明の目的は、水素注入時における水素防爆対策を
図ることができる放射性気体廃棄物処理装置を提供する
ことである。
図ることができる放射性気体廃棄物処理装置を提供する
ことである。
本発明によれば、上記目的を達成するため、水素供給
装置により水素注入ラインを介して水素が注入される原
子炉圧力容器からの排ガスを復水器を介して抽気し、か
つその排ガスを主蒸気ラインからの主蒸気により希釈す
る空気抽出器と、抽気された排ガスを加熱する予熱器
と、加熱された排ガス中の水素ガスと酸素ガスを再結合
させる再結合器と、再結合した水を凝縮する復水器と、
この復水器からの放射性希ガスを減衰処理する希ガスホ
ールドアップ塔とを排ガス系ラインを介して順次接続し
てなる放射性気体廃棄物処理装置において、前記空気抽
出器の主蒸気ラインに、空気抽出器を介さずに直接前記
予熱器の上流側の排ガス系ラインに希釈蒸気を送り込む
主蒸気バイパスラインを設けると共に、前記水素供給装
置の水素注入ラインに水素の注入量を計る水素流量計を
設け、前記主蒸気バイパスラインに前記水素流量計から
の信号に基づき希釈蒸気の注入制御を行う制御手段を設
けたものである。
装置により水素注入ラインを介して水素が注入される原
子炉圧力容器からの排ガスを復水器を介して抽気し、か
つその排ガスを主蒸気ラインからの主蒸気により希釈す
る空気抽出器と、抽気された排ガスを加熱する予熱器
と、加熱された排ガス中の水素ガスと酸素ガスを再結合
させる再結合器と、再結合した水を凝縮する復水器と、
この復水器からの放射性希ガスを減衰処理する希ガスホ
ールドアップ塔とを排ガス系ラインを介して順次接続し
てなる放射性気体廃棄物処理装置において、前記空気抽
出器の主蒸気ラインに、空気抽出器を介さずに直接前記
予熱器の上流側の排ガス系ラインに希釈蒸気を送り込む
主蒸気バイパスラインを設けると共に、前記水素供給装
置の水素注入ラインに水素の注入量を計る水素流量計を
設け、前記主蒸気バイパスラインに前記水素流量計から
の信号に基づき希釈蒸気の注入制御を行う制御手段を設
けたものである。
また、主蒸気流量を変えられる構造の空気抽出器を採
用した場合には、空気抽出器の主蒸気ラインに直接、水
素流量計からの信号に基づき希釈蒸気の注入制御を行う
制御手段を設けてもよい。
用した場合には、空気抽出器の主蒸気ラインに直接、水
素流量計からの信号に基づき希釈蒸気の注入制御を行う
制御手段を設けてもよい。
このように構成した本発明に係わる放射性気体廃棄物
処理装置においては、水素供給装置からの水素ガスの供
給量が水素流量計により検出され、主蒸気バイパスライ
ンに設けられた制御手段または主蒸気ラインに直接設け
られた制御手段は水素流量計からの信号により希釈蒸気
を排ガス系ラインに注入する。このため、予熱器上流の
排ガス中の水素濃度は爆発限界以下となり、水素注入時
におけ水素防爆対策が可能となる。
処理装置においては、水素供給装置からの水素ガスの供
給量が水素流量計により検出され、主蒸気バイパスライ
ンに設けられた制御手段または主蒸気ラインに直接設け
られた制御手段は水素流量計からの信号により希釈蒸気
を排ガス系ラインに注入する。このため、予熱器上流の
排ガス中の水素濃度は爆発限界以下となり、水素注入時
におけ水素防爆対策が可能となる。
以下、本発明の一実施例を第１図により説明する。
第１図において、原子炉圧力容器１には、主蒸気管2A
と給水管2Bとにより閉ループを構成する一次系配管２を
介し、タービン３、主復水器４および復水浄化装置５が
順次接続され、原子炉一次系を構成している。そして、
この原子炉一次系の主復水器４には放射性気体廃棄物処
理装置14が接続されている。
と給水管2Bとにより閉ループを構成する一次系配管２を
介し、タービン３、主復水器４および復水浄化装置５が
順次接続され、原子炉一次系を構成している。そして、
この原子炉一次系の主復水器４には放射性気体廃棄物処
理装置14が接続されている。
放射性気体廃棄物処理装置14は、第１図に示すよう
に、主復水器４からの排ガスを抽気しかつその排ガスを
主蒸気ライン22からの主蒸気により希釈する空気抽出器
６、空気抽出器６からの排ガスを加熱する予熱器８、排
ガス中の水素ガスと酸素ガスを再結合させる再結合器
９、再結合した水を凝縮し、除去する復水器10、この復
水器10からの放射性希ガスを減衰処理する複数基の希ガ
スホールドアップ塔11、放射能が十分に減衰した後の希
ガスを吸収するガス抽出器12、ガス抽出器12から希ガス
を大気中に放出する排気筒13を、排ガス系ライン７にこ
の順序で接続して構成されている。
に、主復水器４からの排ガスを抽気しかつその排ガスを
主蒸気ライン22からの主蒸気により希釈する空気抽出器
６、空気抽出器６からの排ガスを加熱する予熱器８、排
ガス中の水素ガスと酸素ガスを再結合させる再結合器
９、再結合した水を凝縮し、除去する復水器10、この復
水器10からの放射性希ガスを減衰処理する複数基の希ガ
スホールドアップ塔11、放射能が十分に減衰した後の希
ガスを吸収するガス抽出器12、ガス抽出器12から希ガス
を大気中に放出する排気筒13を、排ガス系ライン７にこ
の順序で接続して構成されている。
そして、給水管2Bには水素注入ライン16を介して水素
供給装置15が接続され、また予熱器８の上流側には、酸
素注入ライン18を介して酸素供給装置17が接続されてい
る。
供給装置15が接続され、また予熱器８の上流側には、酸
素注入ライン18を介して酸素供給装置17が接続されてい
る。
また、希ガスホールドアップ塔11の上流側には、復水
器８からの希ガス流量を検出する希ガス流量計19が設置
されており、注入ライン16,18には注入量を制御する調
整弁20,21がそれぞれ設置されている。調整弁20,21は希
ガス流量計19からの信号により制御される。
器８からの希ガス流量を検出する希ガス流量計19が設置
されており、注入ライン16,18には注入量を制御する調
整弁20,21がそれぞれ設置されている。調整弁20,21は希
ガス流量計19からの信号により制御される。
以上の構成は、基本的には従来の放射性気体廃棄物処
理装置と同一であり、本実施例ではさらに以下の構成を
付加している。
理装置と同一であり、本実施例ではさらに以下の構成を
付加している。
空気抽出器６の主蒸気ライン22には、空気抽出器６を
介せずに直接、排ガス系配管７に希釈蒸気を送り込む主
蒸気バイパスライン23が接続され、主蒸気バイパスライ
ン23には希釈蒸気量を制御する主蒸気調整弁25が設けら
れ、水素注入ライン16には水素供給装置15からの水素ガ
ス流量を検出する水素流量計24が設置されているそし
て、この主蒸気調整弁25は水素流量計24からの信号によ
り制御される。
介せずに直接、排ガス系配管７に希釈蒸気を送り込む主
蒸気バイパスライン23が接続され、主蒸気バイパスライ
ン23には希釈蒸気量を制御する主蒸気調整弁25が設けら
れ、水素注入ライン16には水素供給装置15からの水素ガ
ス流量を検出する水素流量計24が設置されているそし
て、この主蒸気調整弁25は水素流量計24からの信号によ
り制御される。
次に、本実施例の作用について説明する。
本実施例の放射性気体廃棄物処理装置14において再結
合器９の容量を、前述した従来の場合と同様に、原子炉
圧力容器１での水素発生量0.065Nm3/h/MWeに対し余裕を
もった設計値0.1Nm3/h/MWeの水素ガスを処理できるよう
に設定し、放射性気体廃棄物処理装置14を例えば80万MW
e級の沸騰水型原子力プラントに適用した場合、許容水
素注入量は54Nm3/hである。
合器９の容量を、前述した従来の場合と同様に、原子炉
圧力容器１での水素発生量0.065Nm3/h/MWeに対し余裕を
もった設計値0.1Nm3/h/MWeの水素ガスを処理できるよう
に設定し、放射性気体廃棄物処理装置14を例えば80万MW
e級の沸騰水型原子力プラントに適用した場合、許容水
素注入量は54Nm3/hである。
水素供給装置15により給水管2Bに許容水素注入量の54
Nm3/hを越えた例えば60Nm3/hの水素ガスを注入すると、
放射性気体廃棄物処理装置14には水素濃度が爆発限界の
4Vol％を越えた排ガスが流入することになる。このと
き、放射性気体廃棄物処理装置14においては、希ガス流
量計19からの信号に基づき調整弁21が駆動され、水素ガ
スと酸素ガスの化学量論的な量比が保たれるよう排ガス
系ライン７への酸素供給装置17からの酸素の注入量が制
御される。これにより再結合器９で水素ガスが酸素ガス
とが再結合して水に戻り、再結合器９の下流側における
排ガス中の水素濃度は爆発限界以下となる。
Nm3/hを越えた例えば60Nm3/hの水素ガスを注入すると、
放射性気体廃棄物処理装置14には水素濃度が爆発限界の
4Vol％を越えた排ガスが流入することになる。このと
き、放射性気体廃棄物処理装置14においては、希ガス流
量計19からの信号に基づき調整弁21が駆動され、水素ガ
スと酸素ガスの化学量論的な量比が保たれるよう排ガス
系ライン７への酸素供給装置17からの酸素の注入量が制
御される。これにより再結合器９で水素ガスが酸素ガス
とが再結合して水に戻り、再結合器９の下流側における
排ガス中の水素濃度は爆発限界以下となる。
一方、再結合器９の上流側においては、そのままでは
水素濃度は爆発限界の4Vol％以上となってしまう。
水素濃度は爆発限界の4Vol％以上となってしまう。
このため、本実施例では、水素流量計24からの信号に
より主蒸気調整弁25を駆動し、上記水素注入量60Nm3/h
に対する当量分150Nm3/hの希釈蒸気を主蒸気バイパスラ
イン23から排ガス系ライン７へ送り込む。これにより、
排ガス中の水素濃度は爆発限界の4Vol％以下となり、予
熱器８により加熱されても爆発の危険性がなくなる。
より主蒸気調整弁25を駆動し、上記水素注入量60Nm3/h
に対する当量分150Nm3/hの希釈蒸気を主蒸気バイパスラ
イン23から排ガス系ライン７へ送り込む。これにより、
排ガス中の水素濃度は爆発限界の4Vol％以下となり、予
熱器８により加熱されても爆発の危険性がなくなる。
しかも、主蒸気バイパスライン23より送り出された余
剰の希釈蒸気は復水器10で凝縮されて水に戻されるた
め、その下流にはその余剰の希釈蒸気が流入しないの
で、希ガスホールドアップ塔11にその処理能力以上の希
ガスが流れることもない。
剰の希釈蒸気は復水器10で凝縮されて水に戻されるた
め、その下流にはその余剰の希釈蒸気が流入しないの
で、希ガスホールドアップ塔11にその処理能力以上の希
ガスが流れることもない。
以上の作用を一般的に示すと以下のようになる。
原子力プラントの許容水素注入量をANm3/h、給水系へ
の水素注入量をBNm3/hとすると、希ガス流量計19からの
信号により調整弁20が駆動されてBNm3/hの水素ガスが給
水系に注入され、水素流量計24で検出される。Ｂ＞Ａと
なると、水素流量計24からの信号により主蒸気調整弁25
が駆動され、（Ｂ−Ａ）/0.04Nm3/hの希釈蒸気が主蒸気
バイパスライン23より排ガス系ライン７に送り込まれ
る。
の水素注入量をBNm3/hとすると、希ガス流量計19からの
信号により調整弁20が駆動されてBNm3/hの水素ガスが給
水系に注入され、水素流量計24で検出される。Ｂ＞Ａと
なると、水素流量計24からの信号により主蒸気調整弁25
が駆動され、（Ｂ−Ａ）/0.04Nm3/hの希釈蒸気が主蒸気
バイパスライン23より排ガス系ライン７に送り込まれ
る。
このように水素流量計24からの信号により主蒸気調整
弁25が制御されるので、排ガス中の水素濃度を爆発限界
以下に押さえることができる。
弁25が制御されるので、排ガス中の水素濃度を爆発限界
以下に押さえることができる。
また、希ガスホールドアップ塔11の処理能力以上のガ
スが流れることも防止される。
スが流れることも防止される。
本発明の他の実施例を第２図により説明する。本実施
例は排ガス希釈用の主蒸気流量を変化させることのでき
る空気抽出器を使用した例である。
例は排ガス希釈用の主蒸気流量を変化させることのでき
る空気抽出器を使用した例である。
第２図において、水素流量計24からの信号により駆動
される主蒸気調整弁25は空気抽出器6Aの主蒸気ライン22
に直接設けられる。また、通常、空気抽出器は排ガス希
釈用の主蒸気を一定の流量しか流すことができないが、
本実施例では主蒸気流量を変化させることのできる空気
抽出器6Aを用いる。
される主蒸気調整弁25は空気抽出器6Aの主蒸気ライン22
に直接設けられる。また、通常、空気抽出器は排ガス希
釈用の主蒸気を一定の流量しか流すことができないが、
本実施例では主蒸気流量を変化させることのできる空気
抽出器6Aを用いる。
本実施例によれば、主蒸気バイパスラインを設けるこ
となく、第１図の実施例と同様に排ガス中の水素濃度を
爆発限界以下に押さえることが可能となる。
となく、第１図の実施例と同様に排ガス中の水素濃度を
爆発限界以下に押さえることが可能となる。
本発明によれば、水素流量計からの信号により希釈蒸
気の注入を制御し、排ガス系ラインへ希釈蒸気を送り込
むので、予熱器上流の排ガス中の水素濃度を爆発限界以
下に押さえ、水素注入時における水素防爆対策を図るこ
とができる。また、その注入された希釈蒸気は下流の復
水器で水に戻されるので、希ガスホールドアップ塔に処
理能力以上の希ガスが流れるのを回避することができ
る。
気の注入を制御し、排ガス系ラインへ希釈蒸気を送り込
むので、予熱器上流の排ガス中の水素濃度を爆発限界以
下に押さえ、水素注入時における水素防爆対策を図るこ
とができる。また、その注入された希釈蒸気は下流の復
水器で水に戻されるので、希ガスホールドアップ塔に処
理能力以上の希ガスが流れるのを回避することができ
る。
このため、水素注入時においても安全に水素を処理し
て運転の信頼性を向上させることができると共に、環境
への放出放射能の増加を防止できる。
て運転の信頼性を向上させることができると共に、環境
への放出放射能の増加を防止できる。
第１図は本発明の一実施例による放射性気体廃棄物処理
装置の系統図であり、第２図は本発明の他の実施例によ
る放射性気体廃棄物処理装置の系統図である。 符号の説明 １……原子炉圧力容器 ４……主復水器 ６……空気抽出器 ７……排ガス系ライン ８……予熱器 ９……再結合器 11……希ガスホールドアップ塔 14……放射性気体廃棄物処理装置 15……水素供給装置 16……水素注入ライン 22……主蒸気ライン 23……主蒸気バイパスライン 24……水素流量計 25……主蒸気調整弁（制御手段） 6A……空気抽出器
装置の系統図であり、第２図は本発明の他の実施例によ
る放射性気体廃棄物処理装置の系統図である。 符号の説明 １……原子炉圧力容器 ４……主復水器 ６……空気抽出器 ７……排ガス系ライン ８……予熱器 ９……再結合器 11……希ガスホールドアップ塔 14……放射性気体廃棄物処理装置 15……水素供給装置 16……水素注入ライン 22……主蒸気ライン 23……主蒸気バイパスライン 24……水素流量計 25……主蒸気調整弁（制御手段） 6A……空気抽出器
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 鈴木 国彦 茨城県日立市幸町３丁目１番１号 株式 会社日立製作所日立工場内 (72)発明者 木村 匡宏 茨城県日立市幸町３丁目１番１号 株式 会社日立製作所日立工場内 (56)参考文献 特開 昭50−30000（ＪＰ，Ａ) 特開 昭51−92796（ＪＰ，Ａ) 特開 昭60−4893（ＪＰ，Ａ) 特開 昭63−122997（ＪＰ，Ａ) (58)調査した分野(Int.Cl.6，ＤＢ名) G21F 9/00 - 9/36 G21D 3/08
Claims (4)
- 【請求項１】水素供給装置により水素注入ラインを介し
て水素が注入される原子炉圧力容器からの排ガスを主復
水器を介して抽気し、かつその排ガスを主蒸気ラインか
らの主蒸気により希釈する空気抽出器と、抽気された排
ガスを加熱する予熱器と、加熱された排ガス中の水素ガ
スと酸素ガスを再結合させる再結合器と、再結合した水
を凝縮する復水器と、この復水器からの放射性希ガスを
減衰処理する希ガスホールドアップ塔とを排ガス系ライ
ンを介して順次接続してなる放射性気体廃棄物処理装置
において、 前記空気抽出器の主蒸気ラインに、空気抽出器を介さず
に直接前記予熱器の上流側の排ガス系ラインに希釈蒸気
を送り込む主蒸気バイパスラインを設けると共に、前記
水素供給装置の水素注入ラインに水素の注入量を計る水
素流量計を設け、前記主蒸気バイパスラインに前記水素
流量計からの信号に基づき希釈蒸気の注入制御を行う制
御手段を設けたことを特徴とする放射性気体廃棄物処理
装置。 - 【請求項２】水素供給装置により水素注入ラインを介し
て水素が注入される原子炉圧力容器からの排ガスを主復
水器を介して抽気し、かつその排ガスを主蒸気ラインか
らの主蒸気により希釈する空気抽出器と、抽気された排
ガスを加熱する予熱器と、加熱された排ガス中の水素ガ
スと酸素ガスを再結合させる再結合器と、再結合した水
を凝縮する復水器と、この復水器からの放射性希ガスを
減衰処理する希ガスホールドアップ塔とを排ガス系ライ
ンを介して順次接続してなる放射性気体廃棄物処理装置
において、 前記水素供給装置の水素注入ラインに水素の注入量を計
る水素流量計を設け、前記空気抽出器の主蒸気ラインに
前記水素流量計からの信号に基づき希釈蒸気の注入制御
を行う制御手段を設けたことを特徴とする放射性気体廃
棄物処理装置。 - 【請求項３】請求項１または２記載の放射性気体廃棄物
処理装置において、前記制御手段は、前記主蒸気バイパ
スラインからの希釈蒸気の注入量を制御する主蒸気調整
弁からなることを特徴とする放射性気体廃棄物処理装
置。 - 【請求項４】請求項１または２記載の放射性気体廃棄物
処理装置において、原子力プラントの許容水素注入量を
Ａ、前記水素供給装置による給水系への水素注入量をＢ
とすると、前記制御手段は（Ｂ−Ａ）/0.04の主蒸気量
を前記希釈蒸気として注入するよう制御することを特徴
とする放射性気体廃棄物処理装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1282804A JP2815424B2 (ja) | 1989-10-30 | 1989-10-30 | 放射性気体廃棄物処理装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1282804A JP2815424B2 (ja) | 1989-10-30 | 1989-10-30 | 放射性気体廃棄物処理装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH03144400A JPH03144400A (ja) | 1991-06-19 |
| JP2815424B2 true JP2815424B2 (ja) | 1998-10-27 |
Family
ID=17657307
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1282804A Expired - Lifetime JP2815424B2 (ja) | 1989-10-30 | 1989-10-30 | 放射性気体廃棄物処理装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2815424B2 (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE102008013213B3 (de) * | 2008-03-07 | 2010-02-18 | Areva Np Gmbh | Verfahren zur katalytischen Rekombination von in einem Gasstrom mitgeführtem Wasserstoff mit Sauerstoff sowie Rekombinationssystem zur Durchführung des Verfahrens |
| US8105563B2 (en) * | 2009-12-28 | 2012-01-31 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Methods of controlling hydrogen concentrations in an offgas system of a nuclear reactor by passive air injection |
-
1989
- 1989-10-30 JP JP1282804A patent/JP2815424B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH03144400A (ja) | 1991-06-19 |
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