JPS58210598A - 非常用トリチウム吸収装置 - Google Patents
非常用トリチウム吸収装置Info
- Publication number
- JPS58210598A JPS58210598A JP57092175A JP9217582A JPS58210598A JP S58210598 A JPS58210598 A JP S58210598A JP 57092175 A JP57092175 A JP 57092175A JP 9217582 A JP9217582 A JP 9217582A JP S58210598 A JPS58210598 A JP S58210598A
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- JP
- Japan
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- tritium
- gas
- absorption tower
- pressure
- emergency
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
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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
- Y02E30/10—Nuclear fusion reactors
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- Absorbent Articles And Supports Therefor (AREA)
- Special Wing (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】
（発明の技術外野）
本発明は核１ｖｌ１合などの原子゛力施設において、格
納室内ＶＣＣ出出れるトリチウム含有ガス中のトリチウ
ムを吸収、除去する装置に関する。
納室内ＶＣＣ出出れるトリチウム含有ガス中のトリチウ
ムを吸収、除去する装置に関する。
（従来技術）
従来、高圧ガスを一次冷却材とする原子炉では、高圧ガ
ス系統に事故が生じた場合、壜器の保全の為に格納室内
に高圧ガスの一部を放出することがある。この時格納室
内雰囲気が高度の放射能で汚染されないように放射能浄
化装置全設けている。
ス系統に事故が生じた場合、壜器の保全の為に格納室内
に高圧ガスの一部を放出することがある。この時格納室
内雰囲気が高度の放射能で汚染されないように放射能浄
化装置全設けている。
例えば炭酸ガスで炉心を冷却する原子炉においては、−
次冷却系にブローダウン弁を設け、その出口にはセラミ
ック要素から成るブローダウン・ツイヤター、活性炭か
ら成る核外製物質捕集トラップが接続されていて、炭酸
ガス中の放射性微粒子を捕獲１放射性沃素を吸１着する
・事故時には格納室に到る給排気ダクトを閉鎖し外気と
１Ｍ１ｉＪＩし、た七で、格納室雰囲気を放射能浄化装
置で処理した−後、排気筒のような高い放出口から外気
へ放出する。冷却ガス中にわずかに含まれ、かつ短時間
で処理することが困難な放射性−アルゴンや放射性ギセ
ノンもこの際ホーヤドアッグ塔で減衰するので外気への
放射能放出は著しく低減できる。
次冷却系にブローダウン弁を設け、その出口にはセラミ
ック要素から成るブローダウン・ツイヤター、活性炭か
ら成る核外製物質捕集トラップが接続されていて、炭酸
ガス中の放射性微粒子を捕獲１放射性沃素を吸１着する
・事故時には格納室に到る給排気ダクトを閉鎖し外気と
１Ｍ１ｉＪＩし、た七で、格納室雰囲気を放射能浄化装
置で処理した−後、排気筒のような高い放出口から外気
へ放出する。冷却ガス中にわずかに含まれ、かつ短時間
で処理することが困難な放射性−アルゴンや放射性ギセ
ノンもこの際ホーヤドアッグ塔で減衰するので外気への
放射能放出は著しく低減できる。
格で原子炉における放射性ガスの大部分が核分裂の際の
副産物であるのに対し、核融合炉では放射性であるトリ
チウムを燃料として犬−に用いる。
副産物であるのに対し、核融合炉では放射性であるトリ
チウムを燃料として犬−に用いる。
例えは熱出力５００． ＭＷの核融合炉ではおよそ毎秒
０．９■のトリチウムを燃焼し、その約２０倍を注入す
る必要がある。この凌は加圧水型原子炉の発生量年間四
６ｙであることを考えると、大量であることがわかる。
０．９■のトリチウムを燃焼し、その約２０倍を注入す
る必要がある。この凌は加圧水型原子炉の発生量年間四
６ｙであることを考えると、大量であることがわかる。
このトリチウムＵ１２．３年の半減期でベータ崩壊して
ヘリウム（３Ｈｅ）となるが、その間通常の水に接触す
ると同位体父換を行ってトリチウム水ＨＴＯとなり易い
。また酸素と結合してトリチウム水Ｔ、０）’、、炭素
と結合して膨化水素０ＨｓＴなどを形成する。トリチウ
ム水は容易に体内摂取され、１８ Ｋｅ Ｖのベーター
線による内部被唾の可能性が生ずるので環境への放出を
抑える必要がちる。トリチウムを捕獲する方法の一つは
、触媒を用いて酸化し、トリチウム水に転換してモレキ
ュジ７−プで吸ソａせしめる方法である。この方法は除
去率を高くとることが可能であるが、トリチウム′ざ有
カス全７ＪＩｌ熱・冷却する操作を自み処理速度が遅い
ので、短時間で大量のトリチウムを処理するのに適さな
い。他の方法に、金属ゲッターポンプで水素化合物とし
て吸着する方法がある。
ヘリウム（３Ｈｅ）となるが、その間通常の水に接触す
ると同位体父換を行ってトリチウム水ＨＴＯとなり易い
。また酸素と結合してトリチウム水Ｔ、０）’、、炭素
と結合して膨化水素０ＨｓＴなどを形成する。トリチウ
ム水は容易に体内摂取され、１８ Ｋｅ Ｖのベーター
線による内部被唾の可能性が生ずるので環境への放出を
抑える必要がちる。トリチウムを捕獲する方法の一つは
、触媒を用いて酸化し、トリチウム水に転換してモレキ
ュジ７−プで吸ソａせしめる方法である。この方法は除
去率を高くとることが可能であるが、トリチウム′ざ有
カス全７ＪＩｌ熱・冷却する操作を自み処理速度が遅い
ので、短時間で大量のトリチウムを処理するのに適さな
い。他の方法に、金属ゲッターポンプで水素化合物とし
て吸着する方法がある。
大気中のトリ１ウムを吸着する物質としてＰｌ）−Ｍｎ
Ｏ２からなる金属ゲッターがあるが吸着速度が遅い。反
応速度の早い希土類金属、チタン合金、アルカリ土類金
属などのゲッターは平常時大気中にさらしでおくと空気
中の水分、酸素と反応し、必要な時に十分な性能を発揮
できない。例えば前述のブローダウンフィルターは大気
の流入があるので活性炭の代ｐに金属ゲッターを用いて
もトリチウムを効果的に除去することは困難である。
Ｏ２からなる金属ゲッターがあるが吸着速度が遅い。反
応速度の早い希土類金属、チタン合金、アルカリ土類金
属などのゲッターは平常時大気中にさらしでおくと空気
中の水分、酸素と反応し、必要な時に十分な性能を発揮
できない。例えば前述のブローダウンフィルターは大気
の流入があるので活性炭の代ｐに金属ゲッターを用いて
もトリチウムを効果的に除去することは困難である。
以と述べたように大量のトリチウム水すみやかに除去す
る方法が確立されていないので、核融合炉のような大量
のトリチウムを取扱う原子力施設で＾原ガスを用いる場
合次のような問題がある。
る方法が確立されていないので、核融合炉のような大量
のトリチウムを取扱う原子力施設で＾原ガスを用いる場
合次のような問題がある。
即ち核融合炉の一次冷却とブランケット内で増殖１、た
トリチウムの回収を高圧ヘリウムガスで行う方式がある
。高圧ガス系統に事故が生じ、耐圧の大きくない核融合
機器例えばプラズマ容器に許容ＪＥ力以ヒにガスが流入
した場合は、機器の保全のために過剰ガスを一時格納室
内に放出することがある。格納室に放出されたトリチウ
ム含有ガスと格納室空気は除去率の高い酸化触媒法によ
る浄化装置で処理すれば、外気への放射ｔＩヒ放出は安
全かつ最少限度に抑えることができる。し、かじ前に述
べたように処理速度が遅いため、格納室内の放射能レベ
νが立入り可能なまでに低下するまで長時間を要し、緊
急時には不便である。また空気中のトリチウムは除々に
トリチウム水に転換して格納室内情や機器表面に付着し
てこれらを汚染する。
トリチウムの回収を高圧ヘリウムガスで行う方式がある
。高圧ガス系統に事故が生じ、耐圧の大きくない核融合
機器例えばプラズマ容器に許容ＪＥ力以ヒにガスが流入
した場合は、機器の保全のために過剰ガスを一時格納室
内に放出することがある。格納室に放出されたトリチウ
ム含有ガスと格納室空気は除去率の高い酸化触媒法によ
る浄化装置で処理すれば、外気への放射ｔＩヒ放出は安
全かつ最少限度に抑えることができる。し、かじ前に述
べたように処理速度が遅いため、格納室内の放射能レベ
νが立入り可能なまでに低下するまで長時間を要し、緊
急時には不便である。また空気中のトリチウムは除々に
トリチウム水に転換して格納室内情や機器表面に付着し
てこれらを汚染する。
付着したトリチウム水は容易に脱離しないので、機器を
操作する丘に支障が生じる。格納室内壁からのトリチウ
ム再放出は長期にわたってゆっくりと続くために雰囲気
中トリチウム濃度がなかなか下らず、安全性の点でも問
題である。
操作する丘に支障が生じる。格納室内壁からのトリチウ
ム再放出は長期にわたってゆっくりと続くために雰囲気
中トリチウム濃度がなかなか下らず、安全性の点でも問
題である。
（発明の目的）
本発明は丘記の点を考慮し、格納室へ一時放出されるガ
ス中のトリチウムのｎｔｔ−低減するために水素化合物
をすみやかに形成する金属ゲッターを用い、金属ゲッタ
ーｔよ不活性ガスで満たされた吸収塔に封入してその出
入口弁を制御装置で制御するところの非常用トリチウム
除去装置ｔ’を得ることにある。
ス中のトリチウムのｎｔｔ−低減するために水素化合物
をすみやかに形成する金属ゲッターを用い、金属ゲッタ
ーｔよ不活性ガスで満たされた吸収塔に封入してその出
入口弁を制御装置で制御するところの非常用トリチウム
除去装置ｔ’を得ることにある。
（発明の構成）
以下一実施例の図面を参照して本発明について説明する
。図において１１は核融合炉プラズマ容器であり、トリ
チウム含有ガスを閉じ込める容器である。このプラズマ
容器１１には吸収塔１２が接続される。吸収塔１２はト
リチウムを効率よく吸収するだめの装置であって、水素
化物を形成しゃすいＬａＮｉ、に代表される希土類系金
属、チタン・鉄化合物、あるいはＢａのようなアルカリ
土類金属を収納している。岡、プラズマ容器１１および
吸収＃に１２は格納室１３内に設置される。格納室１３
は外気とは隔離され°Ｃいる。１４はプラズマ容器１１
内の過圧ガスを吸収塔１２に導く入［」弁であり、プラ
ズマ容器１１と吸１区塔１２間の配官Ｖこ設けら）する
。１５は吸収塔１２からのガス出口弁である。１６ Ｆ
、１プラズマ容器１１内圧力ｆ 、＋ｒｆｔ出する圧力
検出器でちる。壕だ吸収塔１２ ＰＪ、平常時にも不活
性ガスで個たされており、その子方はＭ’ｌ Ｈｌ：：
人口弁１４の下流側に役゛けた圧力検出器１７で検出さ
れる。一方吸収塔１２と格納室１３を結ぶダクトには流
世検出器１８が、！ｉた格納室１３には圧力検出器２０
がそれぞれ設けられている。これら検出器１６．１７．
ＩＦＩ、２０からの信号は制御装置１９に入力信号とし
て送られる。
。図において１１は核融合炉プラズマ容器であり、トリ
チウム含有ガスを閉じ込める容器である。このプラズマ
容器１１には吸収塔１２が接続される。吸収塔１２はト
リチウムを効率よく吸収するだめの装置であって、水素
化物を形成しゃすいＬａＮｉ、に代表される希土類系金
属、チタン・鉄化合物、あるいはＢａのようなアルカリ
土類金属を収納している。岡、プラズマ容器１１および
吸収＃に１２は格納室１３内に設置される。格納室１３
は外気とは隔離され°Ｃいる。１４はプラズマ容器１１
内の過圧ガスを吸収塔１２に導く入［」弁であり、プラ
ズマ容器１１と吸１区塔１２間の配官Ｖこ設けら）する
。１５は吸収塔１２からのガス出口弁である。１６ Ｆ
、１プラズマ容器１１内圧力ｆ 、＋ｒｆｔ出する圧力
検出器でちる。壕だ吸収塔１２ ＰＪ、平常時にも不活
性ガスで個たされており、その子方はＭ’ｌ Ｈｌ：：
人口弁１４の下流側に役゛けた圧力検出器１７で検出さ
れる。一方吸収塔１２と格納室１３を結ぶダクトには流
世検出器１８が、！ｉた格納室１３には圧力検出器２０
がそれぞれ設けられている。これら検出器１６．１７．
ＩＦＩ、２０からの信号は制御装置１９に入力信号とし
て送られる。
次にその作用を説明する。格融自炉を冷却゛するヘリウ
ム高圧ガス系統の故障でプラズマ容器にガスが充満し内
圧が許容比力以りになった場合、検出器［６からの信■
を受けて制御装置１９は入口弁１４を開く。制御装置は
次に吸収塔１２内圧力が格納室１１内圧力より高いこと
を確かめたとで出口弁１５全開く。プラズマ容器１１か
らの過圧ガスは吸収塔１２全経由して格納室１３に短時
間に放出される。その−途中ガス中のトリチウムは吸収
塔１２の金属ゲッターと反応し水素化物として吸着され
る。金属ゲッターは使用前θ、不活１生ガス雰囲−ＡＶ
ｔＣあり、放出ガスの生成汁もヘリウムなので、トリチ
ウム吸着能力は極め′℃高い。制御装置１９は宮にプラ
ズマ容器１１の圧力、格納メ１３の圧力、放出ガス流量
全ｊｋ ＆で監視し、プラズマ容器圧力が許谷用力以丁
にＦつだ場合、ガス流量が凸子して一定流量以下になっ
た場合、もしくは格納室内圧力が急にと昇した場合には
出目弁１５をすみやかに閉鎖し、次に大口弁１４も閉じ
る。この制御により格納室１３にはプラズマ容器１２の
保全に必要な最少量のガスのみ放出されるので、格納室
内のト・リチウム濃度も最少量に抑えられ、格納室雰囲
気浄化装置の負荷を低減することができる。従って格納
室１３へ再入室できるまでの時間が短縮し、格納室内機
器の汚染も少ない利点がある。また制御装置１９は吸収
塔１２を隔離するので格納室１３かもの空気の流入を止
め、金属ゲッターの急激な反応による破損を防ぐことが
出来る。
ム高圧ガス系統の故障でプラズマ容器にガスが充満し内
圧が許容比力以りになった場合、検出器［６からの信■
を受けて制御装置１９は入口弁１４を開く。制御装置は
次に吸収塔１２内圧力が格納室１１内圧力より高いこと
を確かめたとで出口弁１５全開く。プラズマ容器１１か
らの過圧ガスは吸収塔１２全経由して格納室１３に短時
間に放出される。その−途中ガス中のトリチウムは吸収
塔１２の金属ゲッターと反応し水素化物として吸着され
る。金属ゲッターは使用前θ、不活１生ガス雰囲−ＡＶ
ｔＣあり、放出ガスの生成汁もヘリウムなので、トリチ
ウム吸着能力は極め′℃高い。制御装置１９は宮にプラ
ズマ容器１１の圧力、格納メ１３の圧力、放出ガス流量
全ｊｋ ＆で監視し、プラズマ容器圧力が許谷用力以丁
にＦつだ場合、ガス流量が凸子して一定流量以下になっ
た場合、もしくは格納室内圧力が急にと昇した場合には
出目弁１５をすみやかに閉鎖し、次に大口弁１４も閉じ
る。この制御により格納室１３にはプラズマ容器１２の
保全に必要な最少量のガスのみ放出されるので、格納室
内のト・リチウム濃度も最少量に抑えられ、格納室雰囲
気浄化装置の負荷を低減することができる。従って格納
室１３へ再入室できるまでの時間が短縮し、格納室内機
器の汚染も少ない利点がある。また制御装置１９は吸収
塔１２を隔離するので格納室１３かもの空気の流入を止
め、金属ゲッターの急激な反応による破損を防ぐことが
出来る。
（発明の効果）
このように本発明の非常用トリチウム吸収装置は、トリ
チウムを含む高圧ガス系統を有する原子力施設において
、非常時に機器保全のためガス放出を行う際トリチウム
の格納室への放出を低減することができ、放出ガス凌も
必要最少鞭に抑えられるので、原子力施設の安全性をよ
り向ｈａせることかできる。
チウムを含む高圧ガス系統を有する原子力施設において
、非常時に機器保全のためガス放出を行う際トリチウム
の格納室への放出を低減することができ、放出ガス凌も
必要最少鞭に抑えられるので、原子力施設の安全性をよ
り向ｈａせることかできる。
図面は本発明による非常用トリチウム吸収装置の一実施
例を示す概略系統構成図である。 １１・・・プラズマ容器 １２・・トリチウム吸収塔 １３・・・格納室 １４・・・吸収塔人口弁 Ｊ５・・・吸収塔出目弁 １６・・・圧力検出器 １７・・・圧力検出器 １８・・流瞬検出器 １９・・・制１ｆ１１装置色 ２０・・・格納室圧力検出器
例を示す概略系統構成図である。 １１・・・プラズマ容器 １２・・トリチウム吸収塔 １３・・・格納室 １４・・・吸収塔人口弁 Ｊ５・・・吸収塔出目弁 １６・・・圧力検出器 １７・・・圧力検出器 １８・・流瞬検出器 １９・・・制１ｆ１１装置色 ２０・・・格納室圧力検出器
Claims (2)
- （１） ＋＝６納室自室内けられた。Ｑλ子力溝器内
のガス全導入して水素量イ〜γ体全吸収する吸収塔と、
仁の吸収塔と前記原子力機器を接続する配管に設けた大
口弁と、前記格納室内でちって吸収塔の出口ダクトに設
けた山口弁と、前記、原子−力１幾器内＜’） ＩＦ、
力および前記格納室内圧力を入力イδ号、Ｊ：する８１
１Ｊ御装置Ｉｉと、前記出１］ダクト下流側に設けた流
量検出器と、前記吸収塔の入口側に設け１ξ圧力検出器
とを付し、前記流１検出器とｒＥ力検出器からの信号を
前記制御装置に入力し、その出力１．１号を前記出口弁
と人［１弁に入力することによりその１；ｉ閉を制御す
ることを特徴とする非常用トリチウム吸収装置。 - （２） 前記吸収塔は希土類全編、チタン含金、あ＜）
いはアルカリ土類金属よシなる水素吸収体を不活性ガス
ず囲気に収納しているこ七ｋｑ１徴と！る特許請求の範
囲第１頃記峨の冑“常用トリチウム吸収装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57092175A JPS58210598A (ja) | 1982-06-01 | 1982-06-01 | 非常用トリチウム吸収装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57092175A JPS58210598A (ja) | 1982-06-01 | 1982-06-01 | 非常用トリチウム吸収装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS58210598A true JPS58210598A (ja) | 1983-12-07 |
Family
ID=14047092
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57092175A Pending JPS58210598A (ja) | 1982-06-01 | 1982-06-01 | 非常用トリチウム吸収装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS58210598A (ja) |
-
1982
- 1982-06-01 JP JP57092175A patent/JPS58210598A/ja active Pending
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