JPH046920B2

JPH046920B2 -

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Publication number: JPH046920B2
Application number: JP57230867A
Authority: JP
Inventors: Shinichi Kashiwai; Shunji Nakao; Motoaki Utamura; Iwao Yokoyama; Juichiro Maeda; Yasuhiro Masuhara; Hiroshi Ujita
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1982-12-24
Filing date: 1982-12-24
Publication date: 1992-02-07
Also published as: JPS59116581A

Description

【発明の詳細な説明】〔発明の利用分野〕本発明は原子炉格納容器又は原子炉圧力容器内
の水素を除去する装置に係り、特に一次冷却材喪
失事故時にジルコニウムと水との反応（Zr−H₂
Ｏ反応と略記する）により原子炉圧力容器内、ひ
いてはそれを格納している原子炉格納容器内に短
時間に大量に発生する水素を処理するに適する水
素除去装置に関する。

〔従来技術〕

第１図は沸騰水型原子炉（BWRと略記する）
の格納容器無いに存在する水素ガスを除去する従
来の可燃性ガス処理系（FCSと略記する）の系統
図である。FCSは、上流側隔離弁１、流量制御弁
２、ブロワ３、再結合器４、冷却器５、気水分離
器６、下流側隔離弁７、再循環量制御弁８、及び
これらを結ぶ配管９からなる閉ループを成し、原
子炉格納容器１０の上部及び下部に接続１１，１
２されている。

原子炉の冷却材喪失事故が発生するとFCSが起
動され、上流側隔離弁１、流量制御弁２及び下流
側隔離弁７が開かれる。一方、原子炉圧力容器
（図示せず）内では燃料被覆管の材料であるジル
カロイによるZr−H₂Ｏ反応および核分裂生成物
などの放射性物質から出る放射線による水の放射
線分解で水素ガスと酸素ガスが発生する。（尤も、
燃料破損が起きないときは、燃料被覆管の遮蔽効
果のための水の放射線分解は少い。）原子炉圧力
容器から原子炉格納容器１０内に漏出した水素ガ
スと酸素ガス及び格納容器１０内に封入されてい
た窒素ガスはブロワ３により格納容器１０から弁
１および２を通して吸い出され、再結合器４に送
られ、ここで酸素と水素が再結合されて水にな
る。再結合によつて生じた水と窒素ガスは冷却器
５で冷却された後に気水分離器６に入り、ここか
ら窒素ガスの一部は再結合器４の過度の温度上昇
（再結合は発熱反応）を防ぐために再循環量制御
弁８を経てブロワ３の上流側に再循環され、再結
合器４に入る水素ガスと酸素ガスの濃度を稀釈す
る。残りの窒素ガスと水は格納容器１０下部の圧
力抑制室１３に入り、窒素ガスは格納容器（ドラ
イウエル）１０に戻る。

以上のように、従来のFCSは酸素ガスと水素ガ
スを結合して水に戻すことにより、原子炉格納容
器１０内の水素及び酸素ガスの濃度を低減させる
ものである。格納容器１０内の水素と酸素の存在
比が２：１で且つ水素と酸素の発生量よりも再結
合器４の再結合能力が大きければ、格納容器１０
内の水素、酸素ガスの濃度は低く抑えることがで
きる。しかし、現状では、再結合器４はその起動
から定格運転状態に達するまでに要する時間が約
3.5時間であり、この間では、酸素・水素再結合
効率が不安定且つ不十分であるばかりでなく、前
記Zr−H₂Ｏ反応では次式のように水素ガスだけ
が発生して再結合器４での再結合の相手たる酸素
の発生がないので、再結合器４は満足な効果を発
揮しない。

Zr＋2H₂Ｏ＝ZrO₂＋2H₂ このことに関し更に詳しく考察すると、原子炉
の運転においては、原子炉格納容器内に発生した
水素の爆発を防ぐため空気を窒素ガスに置換して
格納容器内の酸素量が常時４％以下になるように
するという基準が設けられている。格納容器内の
酸素量を皆無にすることは技術的に困難であるか
ら、原子炉の通常運転時の格納容器内の残留酸素
量は１％〜４％の範囲にあると考えられる。

他方、現状では、冷却材喪失事故時には炉心に
在るZr（約2.7トン）の0.73％が水と反応するとし
て原子炉の安全解析を行つている。この0.73％Zr
−H₂Ｏ反応で発生する水素ガスの量は約110Nm³
であり、これと結合するに必要な酸素の量は格納
容器ドライウエル部容積（7900m³）の１％相当で
あるから、前記の残留酸素量で十分である。しか
し炉心のZrの４％以上がZr−H₂Ｏ反応を起すと、
残留酸素量が４％であると仮定しても酸素量が不
足で再結合されない水素ガスが残る。而して現に
４％以上のZr−H₂Ｏ反応が起る可能性は否定し
得ないものである。

Zr−H₂Ｏ反応は、炉心が露出して燃料被覆管
の温度が1000℃以上になると顕著になり、それが
発熱反応であること及び発生した水素が熱伝達を
阻害することとも相俟つて急激な温度上昇と共に
盛になるが、崩壊熱の指数関数的減少と緊急炉心
冷却系の作用による炉心の再冠水によつて燃料被
覆管の温度が低くなると、該反応は止まる。通
常、Zr−H₂Ｏ反応による水素の発生は事故発生
後１時間以内である。他方、水の放射線分解はα
線とγ線の放射が止まない限り続く。つまり水の
放射線分解は徐々に低下しつつ長期間続く。

例として、第２図に格納容器内の残留酸素量が
３％であり、且つ冷却材喪失事故により炉心内の
Zrの10％がH₂Ｏと反応するとした場合における
事故発生後の格納容器内の水素と酸素の濃度変化
を示す。事故発生後６分位まではZr−H₂Ｏ反応
のため水素濃度が急激に増大する。その後、Zr
−H₂Ｏ反応が止まり水の放射線分解だけが続い
て水素と酸素の濃度は引さ続き僅かに上昇する
が、FCSの酸素・水素結合効率が徐々に良くなる
分だけ上昇率は低下し、FCS定格運転後は水素と
酸素の濃度は低下する。酸素と水素は第３図の斜
線部に示すように体積割合で前者が５％以上、後
者が４％以上の場合に爆発を起す。第２図のケー
スでは水素と酸素が平均的に混在していると酸素
濃度が爆発限界以下であるので爆発は起らない
が、酸素ガスが偏在すると局部的な爆発が起る恐
れがある。また前記の如く再結合器４は起動から
定格運転状態になるまで3.5時間を要するので、
その間では再結合効率が不十分であるばかりでな
く、仮りにこの時間を短かくしてもZr−H₂Ｏ反
応で発生した水素ガスの濃度に比べて酸素ガスの
濃度が低いため再結合が満足に行われず、水素濃
度を効果的に低下させることは期待できない。ま
た格納容器内の水素濃度が高いことは圧力が高い
ことになるから、格納容器内の核分裂生成物が外
部に漏れる量が多くなるという点でも望ましくな
い。

以上は原子炉格納容器内の水素を除去する従来
技術について述べたが、次に、原子炉圧力容器内
に発生した水素を除去する従来技術を第４図によ
り説明する。第４図において、１４は格納容器１
０内に格納されているBWR原子炉圧力容器、１
５は該圧力容器１４に接続された主蒸気隔離弁、
１６はタービン、１７は復水器、１８は給水ポン
プである。水の放射線分解により炉心で生じた酸
素と水素はタービン１６を通る蒸気と共に復水器
１７を通るが、ここに併設された再結合器１９で
再結合されて水となり除去される。但し希ガス類
は希ガスホールドアツプ系２０により処理され
る。このように通常時には再結合器１９の作動に
より一次冷却系内での酸素と水素が処理されるの
で水素の爆発などの問題は生じない。しかし冷却
水喪失事故が発生した時には主蒸気隔離弁１５が
閉じ、その結果、圧力容器１４内で発生した水素
及び酸素は圧力容器１４内に蓄積され、その濃度
が増大する。すなわち冷却材喪失事故発生後の原
子炉の炉内の酸素と水素の濃度の時間的変化は第
５図の如くであつて、前記FCSで述べたと同様、
水素濃度はZr−H₂Ｏ反応により事故初期に急速
な上昇を示し、やがて燃料被覆管の温度が低下し
てZr−H₂Ｏ反応は終結する（このZr−H₂Ｏ反応
による水素ガスの発生は一般に事故発生後１時間
以内である。）けれども、その後も水の放射線分
解が続くので酸素と水素の濃度は僅かではあるが
増加する。事故発生後このように圧力容器１４内
に発生する酸素・水素は前記再結合器１９で除去
することができず圧力容器内で爆発の恐れがあ
り、而して圧力容器から漏出した水素に対し先述
のFCSは特にZr−H₂Ｏ反応の著しい事故初期に
は満足な対応をすることができないことは既に述
べた通りであつて、格納容器内爆発や核分裂生成
物逸出の可能性がある。

このように、上述の従来技術では、事故発生後
の短時間にZr−H₂Ｏ反応により大量に発生する
水素を満足に除去し得ないという欠点があり、こ
のため圧力容器ひいては格納容器内圧力上昇、水
素の爆発、核分裂生成物の逸出などの恐れがない
とは言えなかつた。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、冷却材喪失事故発生後短時間
内に原子炉格納容器又は原子圧力納容器内に急激
に増加する水素ガスを除去してこれら容器内の水
素ガス濃度の急上昇を防止し得る水素除去装置を
提供することにあり、以て、事故発生後早期に起
るZr−H₂Ｏ反応による水素の発生に対応し切れ
ない前記の如き従来技術を補おうとするものであ
る。

〔発明の概要〕

第１発明は原子炉格納容器内の水素ガスを除去
する装置に係り、その特徴とする所は原子炉格納
容器内の水素ガスと接触せしめられる水素吸蔵金
属からなる水素捕捉体を備えた点にある。

第２発明は沸騰水型原子炉の圧力容器内の水素
ガスを除去する装置に係り、その特徴とする所は
沸騰水型原子炉の圧力容器上部から原子炉格納容
器内の圧力抑制室のプール水中に至る管路を設
け、この管路中に減圧弁及び該減圧弁の下流に位
置する水素吸蔵金属からなる水素捕捉体を設けた
点にある。

水素吸蔵金属としては例えばMgまたはMg−
Ni合金を用いるのがよい。元来、水素は金属中
に拡散し易い性質があり、水素吸蔵金属は水素ガ
ス貯蔵用として開発されたものである。これは他
の材料に比べて次の特徴をもつている。

(1) 水素の吸蔵量、放出量が大きく、またその速
度が速い。

(2) 水素の吸蔵−放出サイクルを行なつても性能
劣化が少なく、再使用が可能である。

(3) 比較的安価である。

水素吸蔵金属が水素ガスと接触すると、次の
Mg−Ni合金の例で示すように金属水素化物を形
成し、水素を吸蔵する。

Mg₂Ni＋2H₂→／ ←Mg₂NiH₄＋ΔH（発熱）／（吸熱）これは可逆反応であり、金属水素化物は生成熱
に相当する熱量を与えないと吸蔵していた水素を
放出しない。

Mgの水素吸蔵特性は第６図で示される。図中
Ｌは吸蔵平衡線であり、斜線部領域Ａでは水素を
吸蔵し、反対側の領域Ｂでは水素を放出（解離）
する。第１発明について見るに、冷却材喪失事故
時の原子炉格納容器ドライウエル部の最高温度は
149℃を越えない計算結果が得られているので、
水素吸蔵金属を原子炉格納容器内に設けるとすれ
ば、それは149℃でも水素吸蔵能を持たねばなら
ない。この点、Mg（解離温度284℃）、Mg₂Ni（同
250℃）などが適している。第２発明について見
ても、その水素吸蔵金属が冷却材喪失事故時に受
ける条件は実際上第６図の領域Ｃに入ることが確
められるから、Mgを用いれば水素吸蔵能力は十
分確保される。

Mg及びMg₂Niの水素吸蔵能は夫々7.6及び3.6
重量％である。炉心に在るZrの10％がZr−H₂Ｏ
反応を起したと仮定すると、それにより発生する
水素の量は約120Kg（2688Nm³）であり、これを
吸蔵するに要するMgの量は1580Kgとなり、実用
上問題のない量であると言うことができる。これ
を更に分散配置すれば、その各々における量は更
に少くすることが可能である。例えば第２発明に
おける管路を１８系統設けるならば、その各各の
系統当りの水素吸蔵金属Mgは88gとなり、更に
実用上問題はなくなる。

なお、水素吸蔵金属は一般に乾燥気体中で最も
吸蔵能力を発揮する性質がある。第２発明におけ
る減圧弁はこの観点から設けたものであつて、圧
力容器内の飽和蒸気を過熱蒸気に変換して乾燥性
を持たせるためのものである。

〔発明の実施例〕

第７図に原子炉格納容器内の水素を除去する第
１発明の一実施例を示す。この実施例は、第１図
に示した従来のFCSの再循環配管の途中に、先に
例示したような水素吸蔵金属をエレメント（水素
捕捉体）としたフイルタ２１及びバイパス配管３
３とバイパス弁３４を設けたものである。冷却材
喪失事故が発生するとFCSが運転され、格納容器
１０内のガスが再結合器４に供給される。しかし
再結合器４は起動直後で再結合能力が極めて低い
ので酸素と水素の結合は起らず、ガスは冷却器５
と気水分離器６を通つてフイルタ２１に達する。
ここで水素は水素吸蔵金属に吸蔵され、残りのガ
スはバイパス配管３３を経て圧力抑制室１３に入
り、次の循環に供される。

事故発生後時間の経過と共に再結合器４の酸素
水素結合効率は向上するが、事故初期のZr−H₂
Ｏ反応で水素が多量に発生したため酸素に対する
水素の存在比が大きく、再結合器４で酸素と結合
しなかつた余剰水素は気水分離器６で水と分離さ
れてフイルタ２１で吸蔵される。さらに時間が経
過し、水素と酸素の存在比が２：１となり、且つ
再結合器４の能力が十分になると再結合器４に入
る水素と酸素とは全て結合して水となり、フイル
タ２１で吸蔵する水素はなくなる。本実施例によ
る濃度低減効果は第８図に示す如くであつて、事
故初期に大量に発生する水素をフイルタ２１で捕
捉し、再結合器４が定格運転に達した後は再結合
器４で酸素水素結合を行うことにより、格納容器
１０内の水素ガス及び酸素ガスの濃度上昇（従つ
て圧力上昇）を防止し得る。なおフイルタ２１は
そのエレメントが水素を吸蔵しない限り保守の必
要がない。

本実施例は、気水分離器６の下流にフイルタ２
１を設けたので、再結合器４で結合されなかつた
余剰水素が捕捉されるから、格納容器１０内の水
素と酸素の濃度がバランスよく低下するという効
果、及びフイルタのエレメントが濡れないので水
素捕捉効率が低下しないという効果がある。フイ
ルタ２１を再結合器４の上流側に設けると、格納
容器１０内に酸素ガスが残ることがあり、またフ
イルタ２１が濡れてその水素捕捉効率が低下する
と考えられる。

第９図ないし第１３図は上記フイルタの代表的
な構造を示したものである。第９図はケース２２
内に粒形の水素吸蔵金属２５を入れ、バツフル２
４を配設し、出入口に粒の脱落防止用金網２３を
設けたものである。第１０図は、水素吸蔵金属製
の多数のバツフル２６をケース２２内に配列した
もの、第１１図は水素吸蔵金属製の多数の丸パイ
プ２７をケース２２内にガス流の方向に配列した
ものでガスはパイプの内外を流れる。第１２図は
水素吸蔵金属製の多数の板状フイン２８をケース
２２内の孔明き板２９の背後に設けたもの、第１
３図は水素吸蔵金属のワイヤをメツシユ状に組立
てたもの３０をケース２２内に収めたものであ
る。上記いずれのフイルタ例においても、水素吸
蔵金属の表面積が大きく、且つケース内を流れる
水素ガスと十分に接触して水素捕捉効率を高める
ようになつている。

フイルタエレメントを焼結金属のような多孔質
にすれば更に水素捕捉能力と捕捉速度を増大させ
ることができる。

第１４図は原子炉格納容器内の水素を除去する
第１発明の他の実施例を示す。この実施例は、三
重円筒形に形成された水素吸蔵金属３１をドライ
ウエルヘツド３２の内側に取付けたものであり、
水素ガスが格納容器１０内に存在する酸素や窒素
などの他のガスより比重が小さいため容器１０の
上部に集まることに着目して水素を速やかに捕捉
するものである。水素吸蔵金属３１はドライウエ
ルヘツド３２と一緒に容器１０から取外すことが
でき、また図示していないが前述のFCSが格納容
器１０に接続されている。本実施例によれば、
FCSのブロワ３の送風能力に関係なく水素を捕捉
するので、第１５図に示したように、格納容器１
０内の水素濃度を更に低く抑える効果がある。ま
た重要な効果は、電源喪失等により従来のFCSが
無効となつても水素を捕捉できる点にある。

第１６図は原子炉格納容器内の水素を除去する
第１発明の更に他の実施例を示す。ドライウエル
ヘツド３２を貫通したパイプ４０の上側に隔離弁
３９及び水素吸蔵金属粒３６を入れたタンク３５
を設け、タンク３５には弁４１で封止した窒素ガ
ス注入管を接続してある。格納容器１０内には受
皿３８の方向に勾配をつけた複数のバツフル３７
を設ける。なお図示していないが、前述のFCSが
格納容器１０に接続されている。冷却材喪失事故
発生の検知信号または容器１０内の水素濃度検出
信号に応じて弁４１を開いてタンク３５に窒素ガ
スを供給し、隔離弁３９を開くと水素吸蔵金属の
粒３６は格納容器１０内に噴出し、バツフル３７
に従つて受皿３８まで落ちる。この間に水素吸蔵
金属粒３６は水素を吸蔵し、容器１０内の水素濃
度を速やかに低下させる。本実施例では水素吸蔵
金属が粒体であつて且つ容器１０内で落下するの
で水素ガスとの接触が効果的になり、水素吸蔵効
果が増大する。

第１７図は原子炉格納容器内の水素を除去する
第１発明の更に他の実施例を示す。原子炉格納容
器内には冷却材再循環系配管、主蒸気管、給水配
管など多くの配管がある。これらの配管４２の外
周には保温材４３が巻かれ、更にその外周を金属
薄板４４でカバーしているのが普通である。本実
施例は、この金属薄板４４を水素吸蔵金属にした
もので、このようにすれば水素吸蔵金属を設置す
るための特別なスペースを必要としない効果があ
る。

他に、保温材カバー４４の周りや格納容器１０
の内壁に水素吸蔵金属の粉末をバインダーと共に
吹き付け又は塗布しておくことも可能である。

これらの実施例においても格納容器１０には従
来のFCSが接続されている。

第１８図は原子炉圧力容器内の水素を除去する
第２発明の実施例を示す。４５は原子炉圧力容器
１４に接続された水素ガス検出器である。４６は
圧力容器１４の上部に設けられ該検出器４５の信
号で作動する減圧弁、４７は減圧弁４６の下流に
接続された水素吸蔵器、４８はこれらを接続する
配管であり、その下流側末端は、主蒸気管から逃
がし弁４９を介して分岐し圧力抑制室１３のプー
ル水中に開口している排気管５０に接続されてい
る。５２は格納容器１０に接続されている前記従
来のFCSを表わしている。

事故発生時、主蒸気隔離弁１５が閉じられる
と、炉心で先に述べたようにして発生した酸素と
水素ガスは圧力容器１４内に蓄積する。圧力容器
１４内の蒸気中の水素濃度を常時監視している水
素検出器４５の検出濃度がしきい値を越えると電
気回路５１を介して減圧弁４６が作動される。減
圧弁４６の作動により圧力容器１４内の飽和蒸気
は過熱蒸気となつて水素吸蔵器４７に導かれ水素
が除去される。水素の除去された蒸気は酸素と共
に逃がし弁４９の後方排気管５０を通つて圧力抑
制室１３のプール水の中に排出される。

この実施例で用いる水素吸蔵器４７は、第８図
ないし第１２図で示したものとほぼ同様の構造の
ものとすることができる。

減圧弁４６は上記のように飽和蒸気を過熱蒸気
にする機能を有する。水素吸蔵金属は乾燥状態で
最も水素吸蔵効率がよいから、減圧弁４６を設け
ることによつて水素吸蔵器４７に乾燥蒸気が導か
れるようにしたのである。

原子炉圧力容器内の水素を除去する第１８図の
実施例における冷却材喪失事故発生後の炉心中酸
素及び水素濃度の時間的変化を第１９図に示す。
図中、実線カーブは本実施例が適用されていない
場合であり、鎖線カーブは本実施例を適用した場
合である。本実施例適用の場合には、事故発生初
期に急速なZr−H₂Ｏ反応に追随できないための
過渡的な水素濃度ピークが現われるが、この時期
では炉水中の酸素量が少なく爆発には至らない。
その後、時間の経過と共に水素吸蔵金属の水素吸
蔵量は飽和に達し、数時間後水素吸蔵器４７を流
れる酸素及び水素ガスは水素を吸蔵されずに排気
管５０からプール水中を通つて格納容器１０内に
移行する。しかし、この時点で発生する水素は主
に核分裂生成物の放射線による水の放射線分解に
よるものだけであつて比較的少く、格納容器に接
続した従来のFCS２６で十分に処理することがで
きる。すなわち、FCS２６は定格運転状態に至る
のに３〜４時間を要するが、水素吸蔵金属が飽和
に達して水素が格納容器１０内に移行する頃には
FCSは定格運転状態にあり、その機能を期待する
ことができるから、格納容器１０内の爆発の危険
はない。

第２０図は原子炉圧力容器内の水素を除去する
第２発明の他の実施例を示す。この実施例は第１
８図に示した実施例において水素吸蔵器４７の下
流側に酸素・水素再結合器５３を直列に接続した
ものであり、これにより、第１８図に示した実施
例では回収不能であつた圧力容器内発生酸素を処
理し得る。

再結合器５３は立ち上りに３〜４時間を要する
ので事故初期に発生する水素は主として水素吸蔵
器４７で除去されるが、その水素吸蔵金属が事故
発生の数時間後に飽和に達する頃には再結合器５
３が定格運転状態になつていて炉心から流出して
来る酸素と水素を結合させることができる。従つ
て、格納容器１０内に排出される酸素及び水素ガ
スの量を爆発限界未満に抑えることができ、FCS
の負担を軽減することができる。

〔発明の効果〕

第１発明によれば、冷却材喪失事故時に原子炉
格納容器内に増加する水素ガスを速やかに除去し
て格納容器内の圧力と水素濃度を低下させ、該格
納容器内での水素爆発及び格納容器からの核分裂
生成物の漏洩の恐れを減らすことができる。第２
発明によれば、上記事故時に炉心で発生した水素
ガスを速やかに除去して原子炉圧力容器内の水素
濃度を低下させて該圧力容器内での水素爆発の恐
れを減らすことができるばかりでなく、冷却材へ
の水素ガス混入による熱伝達劣化を防止して炉心
の冷却に資すること、従つて燃料被覆管の酸化反
応を抑制してその損傷を減らすと共に発生水素の
総量を低減し得ることという効果があると共に、
圧力容器から格納容器に排出される水素ガスを減
少させることができる。

また第１発明及び第２発明のいずれにおいて
も、水素吸蔵金属は水素吸蔵速度が速く、水素吸
蔵能力が大きく、且つ一旦水素を吸蔵したこれら
水素吸蔵金属は冷却材喪失事故時のそれらの作動
環境の下では化学的に安定であつて水素を放出し
ないので、急激な水素の増加に速やかに対応し且
つ事故の拡大を防止し得る。そして水素を吸蔵し
た水素吸蔵金属は後に所要熱量を与えることによ
り水素を放出し、性能の劣化を殆んど伴わずに再
使用し得る利点がある。しかも水素吸蔵金属の水
素吸蔵作用は外部からのエネルギの供給の必要が
ない自発的なものであるから、停電等の影響を受
けず原子炉安全設備として信頼性が高い。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来のFCSの系統図、第２図は従来の
FCSによる原子炉格納容器内の水素及び酸素濃度
の変化を示す図、第３図は酸素と水素の混合ガス
の爆発限界を示す図、第４図は原子炉圧力容器内
の水素を除去する従来の手段を備えたBWR一次
冷却系の略図、第５図は第４図による場合の事故
発生後の炉水中の酸素及び水素濃度の変化を示す
図、第６図は水素吸蔵金属Mgの水素吸蔵特性を
示す図、第７図は原子炉格納容器内の水素を除去
する本発明の実施例を示す系統図、第８図は第７
図の実施例による格納容器内の水素及び酸素濃度
の変化を示す図、第９図ないし第１３図は本発明
の実施例に使用される水素吸蔵フイルタの幾つか
の例を示す断面図、第１４図は原子炉格納容器内
の水素を除去する本発明の他の実施例を示す格納
容器断面図、第１５図は第１４図の実施例による
格納容器内の水素及び酸素濃度の変化を示す図、
第１６図及び第１７図は格納容器内の水素を除去
する本発明の夫々異る他の実施例を示す格納容器
断面図、第１８図は原子炉圧力容器内の水素を除
去する本発明の実施例を示す格納容器断面図、第
１９図は、第１８図の実施例による炉水中酸素及
び水素濃度の変化を示す図、第２０図は原子炉圧
力容器内の水素を除去する本発明の他の実施例を
示す格納容器である。４……再結合器、５……冷却器、６……気水分
離器、１０……原子炉格納容器、１３……圧力抑
制室、１４……原子炉圧力容器、１６……タービ
ン、１７……復水器、１９……再結合器、２１…
…水素吸蔵器、３１……水素吸蔵金属円筒、３６
……水素吸蔵金属粒、３７……バツフル、３８…
…受皿、４２……配管、４４……水素吸蔵金属製
カバー、４５……水素濃度検出器、４６……減圧
弁、４７……水素吸蔵器、４９……逃がし弁、５
０……排気管、５２……FCS、５３……再結合
器。

Claims

【特許請求の範囲】１一端が原子炉格納容器の上部に、他端が該格
納容器の下部に接続され、流体の流れる方向にブ
ロア、酸素水素再結合器及び気水分離器をこの順
に含む閉ループ流路を備えたこと、および、原子
炉格納容器内の水素ガスに接触せしめられる水素
吸蔵金属からなる水素捕捉体を備えたことを特徴
とする原子炉格納容器内水素ガスの除去装置。２前記閉ループ流路中に、前記水素捕捉体を前
記気水分離器の下流に設けたことを特徴とする特
許請求の範囲第１項に記載の原子炉格納容器内水
素ガスの除去装置。３前記水素捕捉体を原子炉格納容器の内部に設
けたことを特徴とする特許請求の範囲第１項記載
の原子炉格納容器内水素ガスの除去装置。４前記の水素捕捉体は水素吸蔵金属からなる多
数の粒形の水素捕捉体であり、この水素捕捉体を
原子炉格納容器内に上部から噴出させるようにし
たことを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の
原子炉格納容器内水素ガスの除去装置。５沸騰水型原子炉の圧力容器の上部から原子炉
格納容器内の圧力抑制室のプール水中に至る管路
中に減圧弁と、該減圧弁の下流に位置する水素吸
蔵金属からなる水素捕捉体とを設けたことを特徴
とする沸騰水型原子炉の圧力容器内水素ガスの除
去装置。６水素捕捉体の下流において上記管路中に酸素
水素再結合器を設けたことを特徴とする特許請求
の範囲第５項記載の沸騰水型原子炉の圧力容器内
水素ガスの除去装置。