JPH03144400A - 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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- JPH03144400A JPH03144400A JP1282804A JP28280489A JPH03144400A JP H03144400 A JPH03144400 A JP H03144400A JP 1282804 A JP1282804 A JP 1282804A JP 28280489 A JP28280489 A JP 28280489A JP H03144400 A JPH03144400 A JP H03144400A
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-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
Landscapes
- Chimneys And Flues (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
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−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−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。
装置に係わり、特に、原子炉−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−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。
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。
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−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−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（０２）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−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−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（０２）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、−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（４〜７５Ｖｏ１％）
となったり、希ガスホールドアツ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、希ガスホールドアツ
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。
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（４〜７５Ｖｏ１％）
となったり、希ガスホールドアツ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、希ガスホールドアツ
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。
以上の槽底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゜０６５Ｎｍ’
／ｈ／ＭＷｅに対し、余裕をもった設計値０．１Ｎｍ’
／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Ｍ
Ｗｅ級の沸騰水型原子力プラントの場合、定格時におい
て１０１０３Ｎ／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１５７Ｎｍ’／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１５
ｌ５７−１Ｏ３＝５４Ｎ／ｈであり、原子力圧力容器の
給水系には５４Ｎｍ’／ｈの水素が注入可能である。
おいては、原子炉からの水素発生量０゜０６５Ｎｍ’
／ｈ／ＭＷｅに対し、余裕をもった設計値０．１Ｎｍ’
／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Ｍ
Ｗｅ級の沸騰水型原子力プラントの場合、定格時におい
て１０１０３Ｎ／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１５７Ｎｍ’／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１５
ｌ５７−１Ｏ３＝５４Ｎ／ｈであり、原子力圧力容器の
給水系には５４Ｎｍ’／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４
Ｖｏ１％以下になるように設定されており、許容水素注
入量の５４Ｎｍ３／ｈ以上の水素が注入されると、水素
濃度が爆発限界の４Ｖｏ１％を越えた排ガスが放射性気
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４ＶＯ１％を越えた排ガスが流れる。
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４
Ｖｏ１％以下になるように設定されており、許容水素注
入量の５４Ｎｍ３／ｈ以上の水素が注入されると、水素
濃度が爆発限界の４Ｖｏ１％を越えた排ガスが放射性気
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４ＶＯ１％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４Ｖｏ１％を越えた排ガスが流れることは
非常に危険である。
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４Ｖｏ１％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。
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。
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
ドアツ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。
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
ドアツ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。
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。
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−次系を構成している。そして
、この原子炉−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−次系を構成している。そして
、この原子炉−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
ガスホールドアツプ塔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。
、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
ガスホールドアツプ塔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。
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。
また、希ガスホールドアツプ塔ｔ１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。
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０．０６５Ｎｍ’ ／ｈ／Ｍ
Ｗｅに対し余裕をもった設計値０．ｌＮｍ３／ｈ／ＭＷ
ｅ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ｌｉ！１４を例えば８０万ＭＷｅ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
５４Ｎｍ１／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０．０６５Ｎｍ’ ／ｈ／Ｍ
Ｗｅに対し余裕をもった設計値０．ｌＮｍ３／ｈ／ＭＷ
ｅ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ｌｉ！１４を例えば８０万ＭＷｅ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
５４Ｎｍ１／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
５４Ｎｍ’／ｈを越えた例えば６ＯＮｍ３／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４Ｖｏ１％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１
４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。
５４Ｎｍ’／ｈを越えた例えば６ＯＮｍ３／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４Ｖｏ１％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１
４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４Ｖｏ１％以上となってしまう。
素濃度は爆発限界の４Ｖｏ１％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６ＯＮ
ｍ’／ｈに対する当量性１５ＯＮｍ’／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４
Ｖｏ１％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６ＯＮ
ｍ’／ｈに対する当量性１５ＯＮｍ’／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４
Ｖｏ１％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
、希ガスホールドアツプ塔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
、希ガスホールドアツプ塔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ＡＮｍ’ ／ｈ１給
水系への水素注入量をＢＮｍ’／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ＢＮ
ｍ３／ｈの水素ガスが給水系に注入され、水素流量計２
４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）
１０．０４Ｎｍ’／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。
水系への水素注入量をＢＮｍ’／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ＢＮ
ｍ３／ｈの水素ガスが給水系に注入され、水素流量計２
４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）
１０．０４Ｎｍ’／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、希ガスホールドアツプ塔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。
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。
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、希ガスホールドアツプ塔に処理
能力以上の希ガスが流れるのを回避することができる。
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、希ガスホールドアツプ塔に処理
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。
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・・・希ガスホールドアツプ塔 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・・・希ガスホールドアツプ塔 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
Claims (4)
- （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。 - （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。 - （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。 - （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 true JPH03144400A (ja) | 1991-06-19 |
| JP2815424B2 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) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2009216707A (ja) * | 2008-03-07 | 2009-09-24 | Areva Np Gmbh | 気体流内を一緒に運ばれる水素を酸素と触媒式再結合する方法とこの方法を実施するための再結合システム |
| JP2011137815A (ja) * | 2009-12-28 | 2011-07-14 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | 受動的空気注入により原子炉のオフガスシステムの水素濃度を制御する方法 |
-
1989
- 1989-10-30 JP JP1282804A patent/JP2815424B2/ja not_active Expired - Lifetime
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2009216707A (ja) * | 2008-03-07 | 2009-09-24 | Areva Np Gmbh | 気体流内を一緒に運ばれる水素を酸素と触媒式再結合する方法とこの方法を実施するための再結合システム |
| US8848856B2 (en) | 2008-03-07 | 2014-09-30 | Areva Gmbh | Method for catalytic recombination of hydrogen, which is carried in a gas flow, with oxygen and a recombination system for carrying out the method |
| JP2011137815A (ja) * | 2009-12-28 | 2011-07-14 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | 受動的空気注入により原子炉のオフガスシステムの水素濃度を制御する方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2815424B2 (ja) | 1998-10-27 |
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