(57)【要約】【課題】原子炉格納容器内の水素濃度を低減でき、かつ、水素透過膜の破損時において原子炉格納容器内のガスの外部環境への放出を防止できる原子力プラントの水素処理システムを提供する。【解決手段】原子炉格納容器１に接続された水素処理装置２内に水素透過膜３を設ける。水素処理装置２に接続された配管２４を、内部に冷却管９が配置された凝縮器１２に接続する。配管２４には、流量計４及び水素再結合器５が設けられる。酸素ガス供給装置６が水素再結合器５に接続される。水槽１４が凝縮器１２に接続される。原子炉格納容器１内の水素が、水素透過膜３を透過して水素再結合器５に導かれ、酸素ガス供給装置６からの酸素と反応して水蒸気になる。この水蒸気は凝縮器１２内で凝縮される。水素透過膜３が破損した場合には、原子炉格納容器１内のガスが配管２４、水素再結合器５及び凝縮器１２内に閉じ込められる。【選択図】図１
2014010049.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉格納容器内のガスに含まれた水素ガスを透過する水素透過膜を有する水素処理装置と、前記水素透過膜を透過して前記水素処理装置から排出される前記水素ガスと酸素ガスを再結合させる水素再結合器と、前記水素再結合器に酸素ガスを供給する酸素ガス供給装置とを備えたことを特徴とした原子力プラントの水素処理システム。
【請求項２】
前記水素再結合器から排出される水蒸気を凝縮する凝縮器を設けた請求項１に記載の原子力プラントの水素処理システム。
【請求項３】
原子炉格納容器内のガスに含まれた水素ガスを透過する水素透過膜を有する水素処理装置と、前記水素透過膜を透過して前記水素処理装置から排出される前記水素ガスと酸素ガスを再結合させる触媒層が内部に設けられた凝縮器と、前記触媒層に酸素ガスを供給する酸素ガス供給装置とを備えたことを特徴とした原子力プラントの水素処理システム。
【請求項４】
前記水素処理装置から排出される水素ガスの流量を計測する流量計と、前記流量計で計測された水素流量に基づいて前記酸素ガス供給装置から供給される酸素ガスの量を調節する制御装置とを備えた請求項１ないし３のいずれか１項に記載の原子力プラントの水素処理システム。
【請求項５】
前記水素処理装置が原子炉格納容器内に配置されている請求項１ないし３のいずれか１項に記載の原子力プラントの水素処理システム。
【請求項６】
前記水素処理装置内で前記水素透過膜の上流側に形成された空間および前記原子炉格納容器に接続される第１配管と、前記水素処理装置内の前記空間および前記原子炉格納容器に接続される第２配管と、前記第１配管及び前記第２配管のいずれかに設けられたガス昇圧装置とを備えた請求項１ないし３のいずれか１項に記載の原子力プラントの水素処理システム。
【請求項７】
他の凝縮器及びヨウ素除去装置が前記第１配管に設けられた請求項６に記載の原子力プラントの水素処理システム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力プラントの水素処理システムに係り、特に、沸騰水型原子力発電プラントに適用するのに好適な原子力プラントの水素処理システムに関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力発電プラントにおいて、原子炉圧力容器に接続された配管等が破断した場合、配管の破断箇所から原子炉格納容器内に放出された放射性物質を含む蒸気が原子炉格納容器内に設けられた圧力抑制室内の圧力抑制プールの冷却水中に流入し、この冷却水の放射線分解によって水素ガスおよび酸素ガスが発生することが想定されている。このような事象を冷却材喪失事故という。冷却材喪失事故時において、万が一、原子炉圧力容器内の水位が低下して原子炉圧力容器内の炉心に装荷されている燃料集合体に含まれる燃料棒内の核燃料物質の温度が上昇すると、燃料棒の核燃料物質を包んでいる被覆管に含まれるジルコニウムと水蒸気が反応して水素ガスが発生する。この水素ガスが原子炉圧力容器から原子炉格納容器内に放出される。
【０００３】
冷却材喪失事故への対策として、圧力抑制室を有する原子炉格納容器を採用している沸騰水型原子力プラントでは、原子炉格納容器内に水素ガスが発生しても燃焼しないように、沸騰水型原子力プラントの運転中、原子炉格納容器内の雰囲気が窒素ガスに置換されている。さらに、沸騰水型原子力プラントは、原子炉格納容器に配管で接続された加熱式水素処理設備を設置している。冷却材喪失事故が発生したときには、ブロアの駆動により原子炉格納容器内の水素および酸素を含むガスを加熱式水素処理設備に供給し、加熱式水素処理設備の電気ヒーターによる加熱により水素と酸素を再結合させて水蒸気に変換する。また、水素を再結合する別の方法が特開平９−２１１１８８号公報に記載されている。特開平９−２１１１８８号公報は、沸騰水型原子力プラントの通常運転時において水の放射線分解により原子炉格納容器内に発生した水素ガスを除去するため、水素ガスを含む原子炉格納容器内のガスを再結合装置へ導いて酸素ガスと再結合させる方法を記載している。
【０００４】
また、近年は、受動的安全性に優れ、外部動力を必要としない触媒式の水素処理設備が開発されている。この触媒式水素処理設備の一例が、特開平１０−２２７８８５号公報に記載されている。触媒式水素処理設備は、水素と酸素を反応させる触媒、および触媒を収納するチムニを有し、原子炉格納容器内のドライウェルおよび圧力抑制室に配置される。また、触媒式水素処理設備を、原子炉格納容器外で原子炉建屋内に配置した例が、特開２００９−６９１２２号公報に記載されている。
【０００５】
また、冷却材喪失事故において、ジルコニウムと水の反応では水素のみがガスとして発生して酸素ガスが発生しないため、発生した水素ガスの全量を酸素ガスと再結合するには新たに酸素ガスを再結合装置へ供給する必要がある。そこで、冷却材喪失事故において、酸素ガスを使用せずに水素ガスを原子炉格納容器内から除去する方法として、原子炉格納容器内のガスと水素透過膜を接触させ、水素透過膜を透過した水素ガスを原子炉格納容器外に排出し、原子炉格納容器内の水素濃度を低減する方法が特開平１１−３０６９４号公報および特開２００１−１４１８６８号公報に記載されている。原子炉格納容器内から水素透過膜により分離された水素ガスは、ガスとして水素処理設備の外部へ排気される。現在、水素透過膜としてはパラジウム合金などの金属膜またはポリイミドなどの高分子膜が一般産業向けに実用化されている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００６】
【特許文献１】特開平９−２１１１８８号公報
【特許文献２】特開平１０−２２７８８５号公報
【特許文献３】特開２００９−６９１２２号公報
【特許文献４】特開平１１−３０６９４号公報
【特許文献５】特開２００１−１４１８６８号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００７】
冷却材喪失事故において、水素透過膜を用いて原子炉格納容器内から水素ガスを除去する方法では、水素透過膜は合金膜と高分子膜ともに数百ナノメートルから数百マイクロメートルの厚さの薄膜であるため周りの構造物に比べて強度が弱く、水素透過膜の破損が起こることが懸念される。特開平１１−３０６９４号公報および特開２００１−１４１８６８号公報に記載されている方法では、水素透過膜の破損が起こると原子炉格納容器内のガスが排気配管を通って水素処理設備の外部へ放出されることになる。冷却材喪失事故において炉心の燃料棒が破損した場合、原子炉格納容器内には核分裂生成物のガスが含まれる可能性があり、水素透過膜の破損時にも原子炉格納容器内部のガスが外部環境へ放出されないシステムが望まれている。
【０００８】
本発明の目的は、原子炉格納容器内の水素濃度を低減することができ、かつ、水素透過膜の破損時において原子炉格納容器内のガスの外部環境への放出を防止できる原子力プラントの水素処理システムを提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【０００９】
上記した目的を達成する本発明の特徴は、原子炉格納容器内のガスに含まれた水素ガスを透過する水素透過膜を有する水素処理装置と、前記水素透過膜を透過して前記水素処理装置から排出される前記水素ガスと酸素ガスを再結合させる水素再結合器と、前記水素再結合器に酸素ガスを供給する酸素ガス供給装置とを備えたことにある。
【００１０】
原子炉格納容器内の水素ガスが水素処理装置内の水素透過膜を透過して水素再結合装置内に導かれ、水素再結合装置においてその水素ガスが酸素ガス供給装置から供給される酸素ガスと反応して水蒸気になるので、原子炉格納容器内の水素濃度を低減することができる。水素処理装置内の水素透過膜が破損した場合には、破損した水素透過膜を通過した、原子炉格納容器内のガスを水素処理システム内に閉じ込めることができるので、原子炉格納容器内のガスが外部環境に放出されることを防止することができる。
【００１１】
好ましくは、原子炉格納容器内のガスから水素ガスを分離回収するための水素透過膜と、水素透過膜を透過した水素の流量を測定する水素流量計と、水素ガスと酸素ガスを再結合させる水素再結合器と、水素再結合器に酸素ガスを供給する酸素ガス供給設備と、再結合により発生した水蒸気を凝縮させる凝縮器と、凝縮器に滞留した水を受ける水槽とを備えることが望ましい。
【００１２】
このような望ましい構成によれば、原子炉格納容器内の水素ガスと水素透過膜を接触させることで水素透過膜を水素ガスが透過し、原子炉格納容器内の水素ガス濃度が低減される。また、水素透過膜を透過した水素の流量を測定し、水素流量から透過水素の全量を再結合させるのに最低限必要な酸素ガス量を計算して水素再結合器へ酸素ガスを供給することで、余剰な水素ガスと酸素ガスを発生させずに水素ガスを再結合反応により水蒸気とすることができ、水蒸気を凝縮器で液体として回収することで外部へガスを放出せずに水素を処理できる。したがって、本発明の構成では大気中（外部環境）へ原子炉格納容器内のガスを放出せずに水素を処理するため、水素透過膜が破損した場合でも原子炉格納容器内のガスが大気中へ放出されることを防止することができる。また、水素透過膜を透過するガスのほぼ全量が水素ガスであるため、透過したガスの流量が水素透過量に相当し、水素流量測定を単純なガス流量計で実施することができる。
【発明の効果】
【００１３】
本発明によれば、冷却材喪失事故時に原子炉格納容器内に水素ガスが放出されたとき、原子炉格納容器内の水素濃度を低減することができ、かつ、水素透過膜の破損時において原子炉格納容器内のガスの外部環境への放出を防止できる。
【図面の簡単な説明】
【００１４】
【図１】本発明の好適な一実施例である実施例１の原子力プラントの水素処理システムの構成図である。
【図２】原子炉格納容器内の水素ガスの分圧とガスの流量の関係を示す特性図である。
【図３】本発明の他の実施例である実施例２の原子力プラントの水素処理システムの構成図である。
【図４】本発明の他の実施例である実施例３の原子力プラントの水素処理システムの構成図である。
【図５】本発明の他の実施例である実施例４の原子力プラントの水素処理システムの構成図である。
【図６】本発明の他の実施例である実施例５の原子力プラントの水素処理システムの構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００１５】
本発明の実施例を以下に説明する。
【実施例１】
【００１６】
本発明の好適な一実施例である実施例１の原子力プラントの水素処理システムを、図１を用いて説明する。
【００１７】
本実施例の原子力プラントの水素処理システム（以下、水素処理システムという）２０は、沸騰水型原子力発電プラントに適用される。複数基の水素処理システム２０が沸騰水型原子力発電プラントの原子炉格納容器１に設置される。各水素処理システム２０は、水素透過膜３を有する水素処理装置２、流量計４、水素再結合器５、酸素ガス供給装置６および凝縮器１２を備えている。
【００１８】
水素処理装置２は、容器の内部に水素透過膜３を設置しており、容器内に水素透過膜３で仕切られた領域２Ａ，２Ｂを形成している。領域２Ａは水素透過膜３の上流側に位置し、領域２Ｂは水素透過膜３の下流側に位置している。水素透過膜３として、合金膜および高分子膜を用いることができる。水素処理装置２に設置された水素透過膜３は、パラジウム合金膜であり、膜の厚さが１５μｍ、膜の面積が５０ｍ２である。パラジウム合金膜の水素透過係数は、３５０℃において約１０−８ｍｏｌ・ｓ−１・ｍ−１・Ｐａ−０．５である。
【００１９】
水素処理装置２は、弁３１を設けた配管１９によって、炉心を内蔵する原子炉圧力容器（図示せず）を取り囲む原子炉格納容器１に接続される。配管１９は領域２Ａに連絡される。水素処理装置２に接続されて領域２Ｂに連絡された配管２４が、凝縮器１２に接続される。流量計４、逆止弁２１および水素再結合器５が、この順に、水素処理装置２から凝縮器１２に向かって配管２４に設置される。酸素ガス供給装置６が、逆止弁２２が設けられた配管２７によって水素再結合器５に接続される。水素再結合器５内には、水素ガスと酸素ガスの再結合反応を促進させる触媒が充填されている。
【００２０】
冷却器８に接続された冷却管９が、凝縮器１２内の上部領域に配置される。配管２８が凝縮器１２に接続されて凝縮器１２内の上部領域に連絡され、弁３３および排気ポンプ１１が配管２８に設けられる。配管２４も凝縮器１２内の上部領域に連絡される。圧力計１０が弁３２を設けた配管２９によって凝縮器１２に接続されて凝縮器１２内の上部領域に連絡される。凝縮器１２の底部に接続された配管２５が水槽１４内に挿入されて水槽１４の底部付近に達しており、弁３４が配管２５に設けられる。弁３５が設けられた配管２６が水槽１４に接続される。
【００２１】
原子炉圧力容器に接続された配管（例えば、主蒸気配管）が原子炉格納容器内で破断して冷却材喪失事故が発生したとする。原子炉圧力容器内の高温高圧の冷却水が、その配管の破断箇所から高温の水蒸気になって窒素ガスが充填された原子炉格納容器内のドライウェルに放出される。この冷却材喪失事故時において、万が一、原子炉圧力容器内の水位が低下して原子炉圧力容器内の燃料集合体に含まれる燃料棒内の核燃料物質の温度が上昇した場合には、燃料棒の核燃料物質を包んでいる被覆管に含まれるジルコニウムと水蒸気が反応して水素ガスが発生する。この水素ガスが原子炉圧力容器から原子炉格納容器内に放出される。このとき、核分裂生成物ガスも、水蒸気および水素ガスと共に原子炉格納容器内のドライウェルに放出される。
【００２２】
沸騰水型原子力発電プラントの通常運転時においては、弁３３を開いて排気ポンプ１１により凝縮器１２内のガスを排気して凝縮器１２内をあらかじめ減圧しておく。凝縮器１２の内部が常温（２５℃）であると、２５℃における水の蒸気圧は３．１ｋＰａであるので、凝縮器１２の内部の圧力は水が沸騰しないように排気ポンプ１１により５ｋＰａ程度に調節される。弁３２は開いており、凝縮器１２内の圧力は圧力計１０で計測される。凝縮器１２内が上記のように減圧された後、弁３３を閉じる。弁３１，３４および３５は、沸騰水型原子力発電プラントの通常運転時においては閉じられている。
【００２３】
冷却材喪失事故が発生して原子炉格納容器１内に水素ガスが放出されたとき、水素処理装置２に備え付けられたヒーター（図示せず）で水素処理装置２内の水素透過膜３を３５０℃まで加温する。また、冷却器８によって凝縮器１２内の冷却管９を約１０℃に冷却する。冷却材喪失事故時に、水蒸気の放出により一時的に原子炉格納容器１内の温度が上昇するが、水素処理システム２０は原子炉格納容器１外に配置されているため凝縮器１２の内部温度は上昇することはなく２５℃である。
【００２４】
その後、原子炉格納容器１内の水素ガスの処理を開始するため、弁３１を開き、原子炉格納容器１内のガスを配管１９により水素処理装置２の領域２Ａに導いて水素透過膜３と接触させる。領域２Ａ内のガスに含まれている水素ガスは水素透過膜３を透過する。水素透過膜３は水素分圧が高い側（領域２Ａ）から低い側（領域２Ｂ）へ水素ガスを透過させるため、原理的には、水素分圧が低い領域２Ｂの水素分圧が、水素分圧が高い領域２Ａの水素分圧になるまで、水素ガスは水素透過膜３を透過し続ける。
【００２５】
冷却材喪失事故により発生する水素量が多く、原子炉格納容器１内の水素ガス分圧が１００ｋＰａである場合には、凝縮器１２内のガス全圧が５ｋＰａであるため、原子炉格納容器１内の水素ガスは、水素透過膜３を透過し、配管２４を通して水素再結合器５に供給される。この水蒸気は、水素再結合器５で触媒の作用により酸素ガスと再結合されて水になる。水素ガスと酸素ガスの再結合反応は発熱反応であるため、再結合器５内の温度が高くなり、その反応により生成された水は水蒸気になる。
【００２６】
配管２４に設けられた流量計４が水素再結合器５に供給される水素ガスの流量を計測する。水素ガスの流量を計測した流量計４から出力された水素流量信号７が制御装置（図示せず）に出力される。この制御装置は水素流量信号７に基づいて酸素ガス供給装置６を制御し、酸素ガス供給装置６から配管２７を通して水素再結合器５に供給する酸素ガスの量を調節する。水素再結合器５に供給される酸素ガスの量は、水素透過膜３を透過して水素再結合器５に供給される水素ガスの全量を再結合させるために必要な最低限の酸素量とする。このため、水素再結合器５で水素ガスが酸素ガスと反応して水蒸気が生成する際に、水素ガスと酸素ガスは共に余剰になることはない。
【００２７】
水素再結合器５で水素ガスを処理している間、弁３３が閉じられて排気ポンプ１１は停止している。
【００２８】
水素透過膜３を透過した水素ガスが水素処理装置２から水素再結合器５へと流れる続けるため、水素再結合器５内で生成された水蒸気は、凝縮器１２に導かれ、凝縮器１２内で冷却管９内を流れる冷媒により凝縮されて水になり、凝縮器１２内の下部領域に落下して凝縮器１２内の下部領域に凝縮水１３として溜められる。冷却管９内には、冷却器８で冷却された冷媒が供給される。凝縮器１２の下部領域に溜められた凝縮水１３の量が増加すると、凝縮器１２内における凝縮水１３の水位が上昇し、凝縮器１２内における気相の体積が減少して凝縮器１２の内部圧力が上昇する。圧力計１０で計測されたその内部圧力が第１設定圧力まで上昇したとき、弁３４および３５を開いて凝縮器１２の下部領域に溜まっている凝縮水１３を、配管２５を通して水槽１４内に排出する。この凝縮水１３は水槽１４内に溜められる。凝縮器１２から水槽１４への凝縮水１３の排出によって凝縮器１２内の凝縮水１３の量が減少し、凝縮器１２の内部圧力が低下する。圧力計１０で計測された凝縮器１２の内部圧力が第１設定圧力よりも低い第２設定圧力まで低下したとき、弁３４および３５が閉じられ、凝縮器１２から水槽１４への凝縮水の排出が停止される。凝縮器１２に接続された配管２５の水槽１４内に挿入された他端部は、水槽１４内に溜められた凝縮水１３内に浸漬されている。凝縮器１２から水槽１４への凝縮水の排出により、凝縮器１２の内部圧力が第１設定圧力よりも高くならないようにしている。
【００２９】
以上のように、水素透過膜３を透過した水素ガスは水素再結合器５内で酸素ガスと再結合して水蒸気となり、その水蒸気は凝縮器１２内で凝縮して回収され、そして凝縮水１３の排出により凝縮器１２内の気相体積を制御できるため、水素ガスの処理によって凝縮器１２の内部圧力は第１設定圧力よりも高くならない。このため、水素処理システム２０では、原子炉格納容器１内から水素処理装置２の領域２Ａ内に流入して水素透過膜３を透過し、水素処理装置２の領域２Ｂに達した水素ガスは、領域２Ｂ内の水素分圧と凝縮器１２の内部分圧（５ｋＰａ）との分圧差で配管２４を通して凝縮器１２に導かれる。領域２Ｂから水素再結合器５に水素ガスが供給されているときには、領域２Ｂ内の水素分圧は凝縮器１２の内部分圧が高くなっている。水素再結合器５による水素ガスの処理は、領域２Ｂ内の水素分圧が凝縮器１２の内部分圧に低下するまで継続して行われる。
【００３０】
このような状況において水素透過膜３を透過する水素ガスの流量、および酸素ガス供給装置１０から水素再結合器５に供給する酸素ガスの供給量を原子炉格納容器１内の水素分圧に対して評価した結果を、図２に示す。図２に示されるように、本実施例により、原子炉格納容器１内の水素ガス分圧を凝縮器１２内のガス全圧と等しくなるまで低減することができる。
【００３１】
水素処理システム２０では、水素透過膜３が健全な状態では原子炉格納容器１内の水素ガスが水素透過膜３を透過し、原子炉格納容器１内の水蒸気、窒素ガス及び核分裂生成ガスが水素透過膜を透過しない。このため、水素透過膜３が健全な状態では、原子炉格納容器１内の水素濃度を低減することができる。さらに、水素透過膜３を透過した水素ガスが、水素再結合器５で酸素ガスとの反応で水蒸気に替えられ、この水蒸気が凝縮器１２内で凝縮されて凝縮水１３として溜められるので、容積を著しく低減することができる。水素再結合器５に供給される水素ガスの量に応じて水素再結合器５に供給する酸素ガスの量を調節しているため、水素再結合器５において余剰の水素ガス及び酸素ガスの発生を防止できる。
【００３２】
もし、原子炉格納容器１に設けられた複数基の水素処理システム２０のうち一基の水素処理システム２０において、万が一、水素透過膜３が破損した場合には、水素透過膜３が健全な残りの水素処理システム２０によって、前述したように、原子炉格納容器１内の水素ガスが処理されるため、原子炉格納容器１内の水素濃度を低減することができる。水素透過膜３が破損した水素処理システム２０では、弁３４を閉じた状態で保持する。弁３３も閉じている。このため、原子炉格納容器１から破損した水素透過膜３を通して配管２４、水素再結合器５、及び凝縮器１２内に流出した水蒸気、窒素ガス、核分裂生成ガス及び水素ガスは、配管２４、水素再結合器５、及び凝縮器１２内に閉じ込められ、これらのガスの外部環境への放出を防止することができる。
【実施例２】
【００３３】
本発明の他の実施例である実施例２の原子力プラントの水素処理システムを、図３を用いて説明する。
【００３４】
本実施例の水素処理システム２０Ａは、沸騰水型原子力発電プラントに適用され、実施例１の水素処理システム２０にポンプ１５および配管３０を追加した構成を有する。水素処理システム２０Ａの他の構成は水素処理システム２０と同じである。ポンプ１５は配管１９に設けられる。配管３０は、原子炉格納容器１及び水素処理装置２にそれぞれ接続され、領域２Ａに連絡される。複数基の水素処理システム２０Ａが原子炉格納容器１に設けられる。ポンプ１５は配管３０に設けても良い。
【００３５】
実施例１と同様に、冷却材喪失事故が発生して原子炉圧力容器に接続された配管の破断箇所から原子炉格納容器１内に、水蒸気、核分裂生成物ガスおよび水素ガスが放出されたときには、弁３１及び３６が開いてポンプ１５が駆動される。ポンプ１５の駆動により原子炉格納容器１内の水素を含むガスが、配管１９を通して領域２Ａに供給され、配管３０を通して原子炉格納容器１内に戻される。水素透過膜３が健全な水素処理システム２０Ａでは、実施例１の水素処理システム２０と同様に、領域２Ａ内の水素ガスが、水素透過膜３を透過して水素再結合器５に導かれ、水素再結合器５内の触媒の作用により酸素ガスと結合されて水蒸気になる。一基の水素処理システム２０Ａで水素透過膜３が破損した場合には、この水素処理システム２０Ａでは、水素処理システム２０と同様に、破損した水素透過膜３を通して水素処理システム２０Ａの配管２４に流出した、原子炉格納容器１内の水蒸気、窒素ガス、核分裂生成ガス及び水素ガスを、水素処理システム２０Ａ内に閉じ込めることができる。
【００３６】
本実施例は実施例１で生じる各効果を得ることができる。また、本実施例では、領域２Ａに存在する水素ガスが水素透過膜を透過して領域２Ａにおける水素ガス分圧が瞬間的に低下したとしても、ポンプ１５により領域２Ａに存在するガスが強制的に置換されるため、常に領域２Ａにおける水素ガス分圧を原子炉格納容器１内の水素ガス分圧にすることができる。
【実施例３】
【００３７】
本発明の他の実施例である実施例３の原子力プラントの水素処理システムを、図４を用いて説明する。
【００３８】
本実施例の水素処理システム２０Ｂは、沸騰水型原子力発電プラントに適用され、実施例１の水素処理システム２０において水素処理装置２を原子炉格納容器１内に配置して配管１９を削除した構成を有する。水素処理装置２を原子炉格納容器１内に配置することにより、実施例１において水素処理装置２において水素透過膜３の上流に形成された領域２Ａは、原子炉格納容器１内のドライウェルと兼用することができるため、本実施例では、水素処理装置２内に、領域２Ａが形成されず水素透過膜３の下流に位置する領域２Ｂが形成されている。水素処理装置２と凝縮器１２を接続する配管２４は原子炉格納容器１を貫通しており、弁３７が流量計４と原子炉格納容器１の間で配管２４に設置されている。水素処理システム２０Ｂの他の構成は水素処理システム２０と同じである。複数基の水素処理システム２０Ｂが原子炉格納容器１に設けられる。
【００３９】
冷却材喪失事故が発生して原子炉圧力容器に接続された配管の破断箇所から原子炉格納容器１内に、水蒸気、核分裂生成物ガスおよび水素ガスが放出されたときには、弁３７が開き、原子炉格納容器１内の水素ガスが水素透過膜３を透過して水素処理装置２の領域２Ｂに流入する。領域２Ｂ内の水素ガスは、実施例１の水素処理システム２０と同様に水素処理システム２０Ｂによって処理される。複数基の水素処理システム２０Ｂのうちの一基の水素処理システム２０Ｂにおいて原子炉格納容器１内に配置された水素処理装置２の水素透過膜３が破損した場合には、この水素処理システム２０Ｂでは、水素処理システム２０と同様に、破損した水素透過膜３を通して水素処理システム２０Ｂの配管２４に流出した、原子炉格納容器１内の水蒸気、窒素ガス、核分裂生成ガス及び水素ガスを、水素処理システム２０Ｂ内に閉じ込めることができる。
【００４０】
本実施例は実施例１で生じる各効果を得ることができる。また、本実施例では、ポンプや拡散によるガス置換を行うこと無しに水素透過膜３の上流側の水素ガス分圧を常に原子炉格納容器１内の水素ガス分圧にすることができる。
【実施例４】
【００４１】
本発明の他の実施例である実施例４の原子力プラントの水素処理システムを、図５を用いて説明する。
【００４２】
本実施例の水素処理システム２０Ｃは、沸騰水型原子力発電プラントに適用され、実施例１の水素処理システム２０において水素再結合器５を削除して水素再結合触媒層１６を凝縮器１２内に設置した構成を有する。水素再結合触媒層１６は、凝縮器１２内において冷却管９よりも上方に配置されている。酸素ガス供給装置６は配管２７によって凝縮器１２に接続され、酸素ガス供給装置６から供給される酸素ガスが水素再結合触媒層１６に供給されるようになっている。水素処理システム２０Ｃの他の構成は水素処理システム２０と同じである。複数基の水素処理システム２０Ｃが原子炉格納容器１に設けられる。
【００４３】
冷却材喪失事故が発生して原子炉圧力容器に接続された配管の破断箇所から原子炉格納容器１内に、水蒸気、核分裂生成物ガスおよび水素ガスが放出されたときには、水素処理装置２の領域２Ａに導かれた水素ガスが水素透過膜３を透過して領域２Ｂに流入する。領域２Ｂ内の水素ガスは、実施例１の水素処理システム２０と同様に水素処理システム２０Ｃによって処理される。複数基の水素処理システム２０Ｃのうちの一基の水素処理システム２０Ｃにおいて原子炉格納容器１内に配置された水素処理装置２の水素透過膜３が破損した場合には、この水素処理システム２０Ｃでは、水素処理システム２０と同様に、破損した水素透過膜３を通して水素処理システム２０Ｃの配管２４に流出した、原子炉格納容器１内の水蒸気、窒素ガス、核分裂生成ガス及び水素ガスを、水素処理システム２０Ｃ内に閉じ込めることができる。
【００４４】
本実施例は実施例１で生じる各効果を得ることができる。また、本実施例では、図１に示される水素処理システム２０と比べて、水素再結合器５と凝縮器１２をつなぐ配管を減らすことができるため水素処理システムの容積を低減することができ、かつ水素ガスと酸素ガスの再結合により生じた水蒸気を容易に冷却管９へ移送することができる。
【００４５】
水素処理システム２０Ｃにおいて前述の実施例２のようにポンプ１５および配管３０を追加してもよい。さらに、後述の実施例５のように、配管１９に凝縮器１７及びヨウ素ガストラップ１８を設けても良い。
【実施例５】
【００４６】
本発明の他の実施例である実施例５の原子力プラントの水素処理システムを、図６を用いて説明する。
【００４７】
本実施例の水素処理システム２０Ｄは、沸騰水型原子力発電プラントに適用され、実施例２の水素処理システム２０Ａに凝縮器１７及びヨウ素ガストラップ１８を追加した構成を有する。凝縮器１７及びヨウ素ガストラップ１８は配管１９に設けられる。水素処理システム２０Ｄの他の構成は水素処理システム２０Ａと同じである。複数基の水素処理システム２０Ｄが原子炉格納容器１に設けられる。ポンプ１５は配管３０に設けても良い。
【００４８】
冷却材喪失事故が発生して原子炉圧力容器に接続された配管の破断箇所から原子炉格納容器１内に、水蒸気、核分裂生成物ガスおよび水素ガスが放出されたときには、水素処理装置２の領域２Ａに導かれた水素ガスが水素透過膜３を透過して領域２Ｂに流入する。領域２Ｂ内の水素ガスは、水素処理システム２０Ａと同様に水素処理システム２０Ｄによって処理される。ポンプ１５の駆動により原子炉格納容器１から領域２Ａに導かれるガスに含まれる水蒸気は凝縮器１８内で凝縮されて除去される。また、そのガスに含まれる核分裂生成ガスの一種であるヨウ素はヨウ素ガストラップ１８で除去される。
【００４９】
複数基の水素処理システム２０Ｄのうちの一基の水素処理システム２０Ｄにおいて原子炉格納容器１内に配置された水素処理装置２の水素透過膜３が破損した場合には、この水素処理システム２０Ｄでは、水素処理システム２０Ａと同様に、破損した水素透過膜３を通して水素処理システム２０Ｄの配管２４に流出した、原子炉格納容器１内の水蒸気、窒素ガス、核分裂生成ガス及び水素ガスを、水素処理システム２０Ｄ内に閉じ込めることができる。
【００５０】
本実施例は実施例１で生じる各効果を得ることができる。また、本実施例では、水素透過膜３を劣化させる可能性のあるヨウ素ガスを原子炉格納容器１内から領域２Ａに移送されて水素透過膜３と接触する前に除去でき、かつヨウ素ガストラップ１８を劣化させる可能性のある水蒸気を原子炉格納容器１内から領域２Ａに移送されてヨウ素ガストラップ１８に流入する前に除去することができる。
【００５１】
実施例１から実施例５のそれぞれの水素処理システムは、加圧水型原子力プラントの原子炉格納容器に設けてもよい。
【符号の説明】
【００５２】
１…原子炉格納容器、２…水素処理装置、３…水素透過膜、４…流量計、５…水素再結合器、６…酸素ガス供給装置、８…冷却器、９…冷却管、１１…排気ポンプ、１２，１７…凝縮器、１４…水槽、１６…水素再結合触媒、１８…ヨウ素ガストラップ、２０，２０Ａ，２０Ｂ，２０Ｃ，２０Ｄ…水素処理システム、３１〜３７…弁。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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