JPH0493700A - 気体廃棄物処理装置 - Google Patents

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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 （産業上の利用分野） 本発明は原子力発電所等の原子力設備から排８される放
射性排ガスを処理する気体廃棄物処理装置に係り、特に
処理効率および熱効率を改善し、水素ガスを含有する排
ガスを効率的に処理し得る気体廃棄物処理装置に関する
。

（従来の技術） 原子力発電プラントに用いられる放射性気体廃棄物処理
装置としては、例えば沸騰水型原子力発電プラントにお
ける主復水器から抽出された排ガスを処理するもの、あ
るいは加圧水型原子力発電プラントにおける一次冷却水
から抽気した排ガスを処理するもの等種々の処理製蓋が
あるが、以下においては、具体例として沸騰水型原子力
発電プラントの主復水器から抽出された排ガスを処理す
る放射性気体廃棄物処理装置について説明する。

原子炉で発生した蒸気には、水の放射性分解で生成され
た水素ガスおよびクリプトン（Ｋｒ）、キセノン（Ｘｅ
）等の放射性元素を含んでいるが、これらのガスは主復
水器で凝縮されないで非凝縮ガスとして残留する。放射
性気体廃棄物処理装置は、このような非凝縮ガスを安全
な放射能濃度まで低下させ、スタックを通して大気中へ
放出するものである。

第３図は従来の放射性気体廃棄物処理装置の系統図を示
すもので、同図に示すように、原子炉Ｒから主蒸気管を
経てタービンＴに供給された蒸気および非凝縮ガスは主
復水器１に導入され、以下、順次処理される。この処理
装置は主復水器１から蒸気式空気抽出器２で放射性排ガ
スを引き、排ガス中の水素ガスを酸素・水素再結合反応
により除去するために、その排ガスを再結合反応開始に
必要な温度に予熱する予熱器３と、酸素・水素再結合反
応を促進する触媒を充填した再結合器４とを設けている
。予熱器３は、下流に配設した再結合器４において使用
される反応触媒の最適反応温度まで排ガスを加熱するた
めに設けられる。予熱器３における加熱源としては蒸気
が使用されている。

再結合器４から流出したガスは高温の過熱蒸気であるた
め、下流側の機器への影響を考慮して復水器５で水蒸気
を凝縮するとともに約５０℃位まで冷却される。この復
水器５より下流側はクリプトン（Ｋｒ）、キセノン（Ｘ
ｅ）の放射能濃度を低下させるための処理工程である。

この処理工程はＫｒ、Ｘｅを活性炭の吸着能により所定
時間保持１７、放射能を低減する工程であるが、活性炭
の吸着能を高めるため、その前段で露点を１０℃以下に
下げるための除湿冷却器６が配設される。露点が低下し
た排ガスは活性炭ホールドア・ツブ塔７に供給される。

活性炭が充填された活性炭ホールドアツプ塔７内の温度
を調整することによって塔内に導入される排ガスの相対
温度は４０％程度にコントロールされ、この状態で排ガ
ス中のＫｒ、Ｘｅは活性炭の表面に吸着され、放射能が
減衰される。

活性炭ホールドアツプ塔７の下流側には真空ポンプ８が
配設され、この真空ポンプ８の動作によって処理装置系
内が真空状態に保持され、排ガスの系外へのリークが防
止されるとともに、排ガスに流動力が付与される。放射
能が減衰処理された排ガスは真空ポンプ８の吐出圧によ
ってスタック９から排出される。

上記構成機器のうち、蒸気式空気抽出器２は、排ガス中
の非凝縮ガスを主復水器１外に取り出す装置であり、通
常蒸気噴射式エゼクタ等が使用される。駆動源として供
給される蒸気量は、発生する水素量の約２５倍程度に設
定される。

また再結合器４における再結合反応によって生じた反応
熱を除去するために、復水器５において多量の冷却水を
使用して排ガス温度を降下させている。さらに下流の除
湿冷却器６においても、活性炭ホールドアツプ塔７での
放射性排ガスの吸着効率を高めるために、冷却水を使用
ｊ５て排ガス温度を１０℃以下まで降下させている。

（発明が解決しようとする課題） このように従来の気体廃棄物処理装置においては、再結
合操作を行なうための予熱器が必須となり、装置構成が
複雑になったり、主復水器から非凝縮性ガスを抽出する
ために多量の蒸気を必要とするなど、処理コストが高く
なったり、また各処理工程において排ガスの加熱および
冷却を繰り返すため熱収支が非常に悪化し、運転経済性
か極めて低い欠点があった。

また水素ガスの再結合反応を効果的に進行させるために
再結合器４に触媒を設け、その触媒温度を適正値に保持
するために排ガスを予熱器３において蒸気で加熱する。

一方、再結合反応によって上昇した排ガスの温度を通常
の温度に戻すため、復水器５において大量の冷却水を使
用して排ガスを冷却している。そのため蒸気および冷却
水の使用量が膨大になり、熱効率が低くなる問題点があ
る。

すなわち原子炉内で水の放射線分解によって発生した水
素ガス等の非凝縮性ガスを抽出するために、その約２５
倍相当の大量の蒸気を使用しているため、非常に熱効率
が低くなる欠点がある。

さらに活性炭ホールドアツプ塔７における排ガスの活性
炭表面への吸着効率をより高めるために、排ガスの湿度
および温度をより降下させる必要がある。このため従来
は、高価な冷凍機を装備したり、低温の冷却媒体を使用
することが必要になり、処理装置のシステム構成が複雑
化するとともに運転コストが上昇する問題があった。

本発明は上記の問題点を解決するためになされたもので
あり、水素ガスを含有する排ガス等の放射性廃棄物を高
い熱効率で効率的に処理することか可能な気体廃棄物処
理装置を提供することを目的とする。

〔発明の構成〕

（課題を解決するための手段） 上記目的を達成するため本発明は、原子炉設備で発生し
た水素ガスを含む放射性排ガスを抽出器により抽出し、
抽出した排ガスを復水器にて凝縮する一方、さらに活性
炭ホールドアツプ塔にて排ガスの放射能を減衰させる気
体廃棄物処理装置において、水素ガスを吸蔵する水素吸
蔵金属を充填した複数の水素吸蔵容器を並列に配置して
形成した水素吸蔵ユニットを抽出器の上流に配置する一
方、各水素吸蔵容器間を接続する水素配管を設け、水素
吸蔵金属から放出された水素ガスを断熱膨脹させる膨脹
弁と、断熱膨脹した水素ガスと復水器に供給する冷却水
との熱交換を行なう冷水熱交換器とを上記水素配管に配
設したことを特徴とする。

（作用） 上記構成に係る気体廃棄物処理装置によれば、排出され
た放射性排ガスは、抽出器の上流側で水素吸蔵ユニット
の各水素吸蔵容器内の水素吸蔵金属内に順次吸蔵される
。吸蔵された水素ガスは、水素配管に介装した膨脹弁に
おいて断熱膨脹して冷熱を生成する。この冷熱は、冷水
熱交換器において冷却水と熱交換され、低温度となった
冷却水は復水器に供給される。抽出器から蒸気とともに
排出された排ガスは復水器において上記冷却水によって
効率的に冷却される。

このように本発明装置によれば、水素吸蔵容器内に吸蔵
された水素ガスを順次断熱膨張させることによって生じ
る冷熱によって極めて低い温度の冷却水を製造し、この
冷却水を使用することにより高温度の排ガスを一気に冷
却しているため、加熱と冷却とを繰り返して排ガス処理
を行なう従来装置と異なり、熱収支を大幅に改善するこ
とが可能であり、装置構成が簡素化され、また排ガスの
処理コストを低減することができる。

（実施例） 次に本発明の一実施例について添付図面を参照して説明
する。第１図は本発明の一実施例の全体構成を示す系統
図であり、第２図は第１図における水素吸蔵ユニット回
りの構成を詳細に示す系統図である。なお第３図で示す
従来装置と同一の構成要素については同一符号を付して
その重複する説明を省略する。

すなわち本実施例に係る気体廃棄物処理装置は、原子炉
設備で発生した水素ガスを含む放射性排ガスを抽出器２
により抽出し、抽出した排ガスを復水器５にて凝縮する
一方、さらに活性炭ホールドアツプ塔７にて排ガスの放
射能を減衰させる気体廃棄物処理装置において、水素ガ
スを吸蔵する水素吸蔵金属１Ｑａａ〜１０ｂＯを充填し
た複数の水素吸蔵容器１１ａａ〜１ｌｂｃを並列に配置
して形成した水素吸蔵ユニット１２ａ、１２ｂを抽出器
２の上流に２基並列に配置する一方、各水素吸蔵容器１
１ａａ〜１１ｂｃ間を接続する水素配管１３ａ、１３ｂ
を設け、水素吸蔵金属ＩＱａａ〜１０ｂｃから放出され
た水素ガスを断熱膨脹させる膨脹弁１４と、断熱膨脹（
、た水素ガスと復水器５に供給する冷却水との熱交換を
行なう冷水熱交換器］５とを上記水素配管１３ａ、１３
ｂに配設して構成される。

排ガス処理配管１６に並列に配設された２基の水素吸蔵
ユニツ）１２ａ、１２ｂの切替を可能とするために各ユ
ニット１２ａ、１２ｂの両端部には、それぞれ切替弁１
７ａａ、　　１７ａｂ、　　１７ｂａ、　　１７ｂｂが
介装さている。各水素吸蔵ユニ・ｙ　ト］−２ａ１２ｂ
回りの構成は同一であり、代表して水素吸蔵ユニット１
２ａの構成について第２図を参照して説明する。

すなわち水素吸蔵ユニツｌ−１２ａは、水素吸蔵金属１
０ａａ、　　１０ａｂ、　　１０ａｃをそれぞれ充填し
た３基の水素吸蔵容器１１ａａ、　　１１ａｂ、　　１
１ａＣを並列に配置して構成される。水素吸蔵金属１０
ａａ〜１０ａｃとしては、室温付近の温度変化によって
容易に水素を吸蔵し、また放出する特性を有する鉄−チ
タン系金属が使用される。また各水素吸蔵容器１１ａａ
〜１ｌａｃには、内蔵した水素吸蔵金属１０ａａ〜１０
ａｃの温度を上昇または下降させて水素ガスの放出また
は吸蔵を制御するための流体を供給または排出させる流
体ノズル１８ａ〜１８ｈがそれぞれ付設されている。水
素吸蔵容器１１ａｂ。

１１ａｃおよび冷水熱交換器１５はループ状に形成され
た水素配管１３ａで接続されており、この水素配管工３
を流れる水素ガスを断熱膨脹させるための膨脹弁１４が
水素配管１３ａに介装されている。また冷水熱交換器１
５と復水器５との間で冷却水を循環させる冷水配管１９
が設けられている。

第１図に示すように、原子炉Ｒ等において発生した水素
を含む非凝縮性ガスは主復水器１から抽出器２によって
抽出され、抽出器２の上流側で水素吸蔵ユニッｈ１２ａ
または１２ｂによって順次吸蔵される。水素吸蔵ユニッ
ト１２ａの水素吸蔵容器１１ａａ内の水素吸蔵金属１０
ａａが吸蔵飽和状態になったときは、切替弁１７ａａ、
　　１７ａｂが閉止される一方、切替弁１７ｂａ、１７
ｂｂが開放されて水素吸蔵ユニット１２ｂに切り替えら
れる。

そして吸蔵飽和状態になった水素吸蔵容器１１ａｘ内の
水素ガスを第２図に示すように他の水素吸蔵容器１１ａ
ｂ、　　１ｌａｃに放ａする工程に移行する。

すなわち、まず流体ノズル１８ａ、１８ｂを経て、温度
４５℃程度の温水を水素吸蔵容器１１ａａに流通させる
一方、並列に配置した水素吸蔵容器１１ａｂに流体ノズ
ル１８ｃ、１８ｄを経由して常温程度の低温流体を流通
させる。この操作により水素吸蔵金属１０ａａ内に吸蔵
されていた水素ガスは放出され、水素吸蔵容器１１ａｂ
の水素吸蔵金属１０ａｂ内に吸蔵される。水素ガスを放
出した水素吸蔵容器１１ａａは次回の水素吸収サイクル
まで待機する。

次に、水素ガスを吸蔵した水素吸蔵容器１１ａｂに流体
ノズル１８ｃ、１８ｄ経由して高温流体流通せしめる一
方、水素吸蔵容器１１ａｃに流体ノズル１８ｇ、１８ｈ
を経由して低温流体を流通せしめることにより、水素吸
蔵金属１０ａｂに吸蔵されていた水素ガスが放出され、
放出された水素ガスは水素吸蔵容器１１ａｃの水素吸蔵
金属ＩＱａ＋に吸蔵される。

このように排ガス中の水素ガスの吸蔵および放出工程を
繰り返す水素流動回路を構成し、この回路内において高
圧水素を断熱膨脹させることにより低温の水素ガスが得
られる。すなわち本実施例では水素吸蔵容器１１ａｃか
ら水素吸蔵容器１１ａｂへ水素ガスを循環させるるルー
プ状の水素配管１３ａを構成し、この水素配管１３ａに
設けた膨脹弁１４によって水素ガスを断熱膨脹せしめ、
低温度の水素ガスを得ている。

低温度の水素ガスか冷水熱交換器１５において復水器５
に供給する冷却水と熱交換する結果、極めて低温度の冷
却水が製造される。この冷却水を冷水配管１９を経由し
て復水器５に供給することにより、抽出器２から蒸気と
ともに抽出された排ガスは復水器５において上記冷却水
によって１０℃以下の低温度まで一気に効果的に冷却さ
れる。

したかって後流側に配置された活性炭ホールドアツプ塔
７における排ガスの吸着効率が大幅に上昇し排ガスの放
射能の減衰効果を大幅に向上させることができる。

従来は第３図に示すように主復水器１から水素ガスを含
む希ガスを蒸気式空気抽出器２において大量の蒸気を使
用して抽出し、この後再結合器４において水素を除去し
、さらにに、ｒ、Ｘｅ等を活性炭ホールドアツプ塔７に
おいて吸着減衰処理していた。しかる本実施例において
は、第１図に示すように抽出器２の上流側において予め
水素ガスが吸蔵されて除去されているため、抽出器２の
下流側における排ガス量が少なくなり、下流側の機器容
量を小さくすることができる。ちなみに１１００ＭＶＡ
クラスの原子力発電設備から排出される排ガスの処理量
は、従来装置においては６＋ｏｎ／ｈ＋であるのに対し
て本実施例装置では４ＯＮｍ／ｈ「程度となり、処理設
備を小型化することがてきる。

また排ガス処理系の熱バランスを考慮すると、従来装置
においては抽出器２において多量の蒸気とともに抽出し
た排ガスを１００℃から１６０℃程度まで加熱して再結
合器４に投入し、触媒上での再結合反応によって約３５
０℃まで加熱された排ガスを復水器５において約５０℃
まで降下させるという、加熱および冷却操作を繰り返ｊ
５、発生熱を他の処理系統に利用することもなかったた
め、熱効率が低い欠点があうた。しかるに本実施例にお
いては、水素を予め除去した排ガスを抽出器にて抽出し
ているため、蒸気の使用割合が少なくなり、また予熱器
および再結合器が不要になる。

また本実施例においては水素吸蔵金属１０！ａ〜１０ａ
ｃに吸蔵された水素ガスを順次放８せしめ断熱膨脹させ
ることによって冷熱を得て、その冷熱によって排ガスを
一気に１０℃以下の低温度に冷却する方式を採用してい
る。したがって排ガスを冷却するための冷凍機を配備し
たり、他の処理系統から冷却水を供給する必要がなく、
気体廃棄物処理装置内で冷却水を自給することができ、
エネルギ効率を高めることができる。

このように処理装置の構成が簡素化し、構成機器も小型
化するため、機器および配管のユニット化も可能となり
、装置の設置面積を大幅に低減することができる。ちな
みに従来装置では１フロア当りの設置面積が５００〜６
００−程度で２〜３フロアを専有していたが、本実施例
装置によれば、設置面積を６０％程度に低減することが
できる。

なお本実施例においては吸蔵した水素ガスを断熱膨脹さ
せて得た冷熱を利用して冷却水を製造する例で示してい
るが、水素ガスエネルギの他の利用方法として、放出工
程で得られる高圧水素ガスによっテ除湿用コンプレッサ
を駆動するように構成することもできる。

〔発明の効果〕

以上説明の通り本発明に係る気体廃棄物処理装置によれ
ば、水素吸蔵容器内に吸蔵された水素ガスを順次断熱膨
張させることによって生じる冷熱によって極めて低い温
度の冷却水を製造し、この冷却水を使用することにより
高温度の排ガスを一気に冷却しているため、加熱と冷却
とを繰り返して排ガス処理を行なう従来装置と異なり、
熱収支を大幅に改善することが可能であり、装置構成の
簡素化とともに排ガスの処理コストを大幅に低減するこ
とができる。

３ｂ・・・水素配管、１４・・・膨脹弁、１５・・・冷
水熱交換器、１６−・・排ガス処理配管、１７　ａａ、
　　１７　ａｂｌ　７　ｂａ、　　１７　ｂｂ−−−切
替弁、１３ａ　〜１８ｈ−流体ノズル、１９・・・冷水
配管、Ｒ・・・原子炉、Ｔ・・・タービン。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る気体廃棄物処理装置の全体構成を
示す系統図、第２図は第１図に示す各水素吸蔵ユニット
回りの構成を示す系統図、第３図は従来の気体廃棄物処
理装置の構成を示す系統図である。 １・・・主復水器、２・・・空気抽出器、３・・・予熱
器、４・・・再結合器、５・・・復水器、６・・・除湿
冷却器、７・・・活性炭ホールドアツプ塔、８・・・真
空ポンプ、９・・スタック、１０ａａ、　　１０ａｂ　
　１０ａｃ　　１０ｂａ１０　ｂｂ、　　１０　ｂｃ＝
・水素吸蔵金属、１ｌａａ、　　１ｌａｂ。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 　原子炉設備で発生した水素ガスを含む放射性排ガスを
   抽出器により抽出し、抽出した排ガスを復水器にて凝縮
   する一方、さらに活性炭ホールドアップ塔にて排ガスの
   放射能を減衰させる気体廃棄物処理装置において、水素
   ガスを吸蔵する水素吸蔵金属を充填した複数の水素吸蔵
   容器を並列に配置して形成した水素吸蔵ユニットを抽出
   器の上流に配置する一方、各水素吸蔵容器間を接続する
   水素配管を設け、水素吸蔵金属から放出された水素ガス
   を断熱膨脹させる膨脹弁と、断熱膨脹した水素ガスと復
   水器に供給する冷却水との熱交換を行なう冷水熱交換器
   とを上記水素配管に配設したことを特徴とする気体廃棄
   物処理装置。