JPS58159Y2 - 放射性気体廃棄物処理装置 - Google Patents

Description

【考案の詳細な説明】 本考案は、原子力発電所における放射性気体廃棄物処理
装置の改良に関する。

原子力発電所例えば、軽水炉原子炉の冷却材は高中性子
束の炉心を通過する間に中性子照射を受けて、一部が酸
素と水素に分解する上に、更に咀。

１６・Ｎ、”０などが生じる。

また、冷却水中に微量含まれている空気からもＷＡ、４
１Ａなどの同位元素が生じ、これらが蒸気に混入してタ
ービン系に送られている。

従って原子力発電所におけるタービン系は、原子炉なみ
にじゃ蔽設備を施して所内及び周辺の速量性を維持する
必要がある。

しかし、上記放射性気体廃棄物（以下単に排ガスと記す
）は、一般に非凝縮性であるので、蒸気系統内特にター
ビンの主復水器上部に滞溜する。

依って前記主復水器の上部に空気抽出器を連結して、こ
こに帯溜する排ガスを活性炭ホールドアツプ装置に導い
て処理している。

この処理装置を少し詳しく説明すれば以下のようになっ
ている。

即ち、タービンの主復水器の上部に滞溜した排ガスを空
気抽出器でタービン系外に抽出する。

系外に抽出した排ガスは、その中に含まれる酸素と水素
が効果よく化合するまで、所内ボイラからの蒸気で加熱
された後、下流の再結合器に導かれてここで排ガス中に
含まれる水素と酸素は再結合反応により、水素気となる
。

そして下流の復水器では、外部冷却水による冷却作用に
より排ガス中の水蒸気のほとんどは復水となり、排ガス
を分離されタービン主復水器に戻される。

一方排ガスは、減衰管、乾燥器を通って短寿命放射能お
よび湿分を十分除去された後活性炭吸着塔に導かれ、残
った放射能（主体はＸｅ 、Ｋｒ等の希ガス）を活性炭
に吸着させ、長時間のホールドアツプのうち排気筒より
大気へ放出される。

しかし上記系統を有する従来の放射性気体廃棄物処理装
置は、復水器において、多量の冷却水を必要とすること
、万一復水器の冷却管に穴が明いた場合、排ガス中の放
射能が冷却水側へ洩れる可能性があること、復水器の大
きさが大きくなること等の欠点があった。

本考案は上記した点に鑑みてなされたもので、小形でし
かも少い冷却水で冷却可能な、更には放射能の系外への
洩れの恐れがない放射性気体廃棄物処理装置を提供する
ことを目的とする。

以下図面を参照して本考案の一実施例を説明する。

図に示す如くタービンの下部に設けた主復水器１０の上
部には、滞溜した排ガスを抽出する空気抽出器１１が設
置されている。

この空気抽出器１１の出口は、前記排ガスを効率良く処
理するために、ある温度まで加熱する予熱器１２の入口
に連通している。

この予熱器１２の下流には、前記加熱された排ガス中に
含まれる水素と酸素とを化合する再結合器１３が接続さ
れている。

この再結合器１３の下流には、前記水素と酸素の化学反
応で生じた水蒸気および空気抽出器１１を駆動するため
の水蒸気を復水にする復水器１４に接続している。

この復水器１４の下流は、排ガスを長時間保持して放射
能を減衰し処理する活性炭ホールドアツプ装置１５に接
続し、前記排ガスの放射能レベルが許容値以下になるま
で保持する。

活性炭ホールドアツプ装置１５の出口は、放射能レベル
が許容値以下になった排ガスを大気に放出する排気筒１
６に接続している。

一方前記主復水器１０から循環水ポンプ１７により冷却
水を前記復水器１４に供給するための循環管路１８が設
けられている。

ここで、復水器１４は排ガスと冷却水とが直接接触する
熱交換型からなるものを使用する。

次に作用を説明する。

主復水器１０から循環水ポンプ１７によって復水器１４
へ供給された冷却水は、復水器１４で排ガスとじかに接
触することにより排ガスを冷却する。

これにより排ガス中に含まれている水蒸気を凝縮し、復
水にして復水を主復水器１０に回収するものである。

復水器１４内では冷却水と排ガスとの間の熱移動をよく
するための手段としては冷却水をスプレーで噴射したり
、また接触面積を金網や平板で増大させる方法を採用し
てもよい。

この排ガスと冷却水との直接接触方式は従来のシェルア
ンドチューブ形の熱交換器方式に比べて熱伝達がよく、
更に接触面積が大きくとれるので非常に小形化すること
ができる。

冷却に当っては冷却水の潜熱も利用できるので冷却水量
も従来の方法に比べて少くてよい。

復水器１４で生じた復水は従来と同様落差で主復水器１
０へ戻せばよい。

また、この考案によれば冷却水量が少くてよいので、冷
却水として主復水器１０内の水を使用できるため、他の
系統から冷却水を復水器１４に供給する必要はない。

このことは他の系統へ放射能が洩れる危険性を未然に排
除している。

つまり、従来の方法では復水器はシェルアンドチューブ
形の熱交換器であり、放射能を含んだ排ガスと冷却水の
冷却管の内外に存在するため、万一冷却管に穴が明いた
場合、放射能が冷却水側へ洩れる恐れがあった。

本考案による方式の場合、復水器１４で除去された熱の
大部分は主復水器１０に運び込まれるが、主復水器１０
の熱容量に比較してほとんど無視できる程度であり問題
はない。

以上説明したように、本考案の放射性気体廃棄物処理装
置によれば、復水器において排ガスの冷却水による直接
接触方式を採用したことにより、他の系統への放射能洩
れの恐れのない、安全で信頼性の高い、しかも小形で多
量の冷却水を必要としない復水器をもつ処理系統を提供
することができる。

本実施例において、冷却水は主復水器から供給している
が、主復水器の冷却水と連通していれば復水浄化系等、
他の機器・配管の冷却水を利用しても勿論よい。

【図面の簡単な説明】

図面は本考案の放射性気体廃棄物処理装置の一例を示す
系統図である。 １０・・・・・・主復水器、１１・・・・・・空気抽出
器、１２・・・・・・予熱器、１３・・・・・・再結合
器、１４・・・・・・復水器、１５・・・・・・活性炭
ホールドアツプ装置、１６・・・・・・排気筒、１７・
・・・・・循環ポンプ、１８・・・・・・循環管路。

Claims (1)

【実用新案登録請求の範囲】
1. 主復水器から空気抽出器を介して送られる放射性気体廃
   棄物に含まれている酸素および水素を再結合させた後、
   ホールドアツプするために前記空気抽出器に予熱器、再
   結合器、復水器、活性炭ホールドアツプ装置を順次連設
   してなる放射性気体廃棄物処理装置において、前記主復
   水器と前記復水器とを結ぶラインに冷却水を循環させる
   系統を設けるとともに前記復水器は排ガスと冷却水とが
   直接接触する熱交換型からなることを特徴とする放射性
   気体廃棄物処理装置。