(57)【要約】【課題】全交流電源が喪失した場合でも、原子炉格納容器内のガスの処理効率を向上できる原子力プラントのガス処理設備を提供する。【解決手段】冷却水喪失事故時で全交流電源が喪失しているとき、原子炉圧力容器に接続された配管の破断箇所から水素、放射性核種及び水蒸気が原子炉格納容器内に放出される。触媒式水素処理装置２はケーシング３内に触媒層２２及び熱交換器４の伝熱管５を設置する。水素及び放射性核種を含む高温の水蒸気が、伝熱管５内に供給されてケーシング３内に供給される後述のガスを加熱する。水蒸気が伝熱管５内で凝縮されてミストを生成する。ミストは放射性核種と共にミストセパレータ６で除去される。ミストセパレータ６からケーシング３内に供給された水素を含むガスが、上記の水蒸気により加熱され、触媒層２２内に導かれる。水素は触媒層２２内で酸素と結合されて水蒸気になる。【選択図】図１
2014048043.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉格納容器から導かれるガスに含まれるガス成分を処理するガス処理装置と、ミストセパレータとを備え、
前記ガス処理装置は、ケーシング及び前記ケーシング内に設けた、前記ガス成分を処理するガス成分処理部材を有し、
前記原子炉格納容器から供給される水蒸気及び前記ガス成分を含む前記ガスが供給されてこのガスの保有する熱により、前記ガス成分処理部材に導かれる前記ケーシング内のガスを加熱する加熱装置が、前記ケーシングに設けられ、
前記加熱装置内における前記水蒸気の凝縮により生成されるミストをこのミストに吸着された一部の前記ガス成分と共に除去する前記ミストセパレータが、前記加熱装置に連絡され、
前記ミストセパレータで除去されない前記ガス成分を含む前記ガスを前記ミストセパレータから前記ケーシング内に導く管路を設けたことを特徴とする原子力プラントのガス処理設備。
【請求項２】
前記加熱装置が前記ケーシング内で前記ガス成分処理部材よりも上流側に配置された請求項１に記載の原子力プラントのガス処理設備。
【請求項３】
前記加熱装置が前記ケーシングの外面に設けられた請求項１に記載の原子力プラントのガス処理設備。
【請求項４】
前記ミストセパレータで分離された、前記ガス成分を吸着する前記ミストを、前記原子炉格納容器内に導くミスト排出管路を備えた請求項１ないし３のいずれか１項に記載の原子力プラントのガス処理設備。
【請求項５】
前記ガス処理装置が、触媒式水素処理装置、水素透過膜式水素処理装置、アンモニア合成触媒式水素処理装置、ヨウ素吸着装置及び希ガス吸着処理装置のいずれかである請求項１ないし３のいずれか１項に記載の原子力プラントのガス処理設備。
【請求項６】
前記触媒式水素処理装置の前記ケーシング内に設けられた前記ガス成分処理部材が、酸素と前記ガス成分である水素を結合する触媒層である請求項５に記載の原子力プラントのガス処理設備。
【請求項７】
前記水素透過膜式水素処理装置の前記ケーシング内に設けられた前記ガス成分処理部材が水素透過膜である請求項５に記載の原子力プラントのガス処理設備。
【請求項８】
前記アンモニア合成触媒式水素処理装置の前記ケーシング内に設けられた前記ガス成分処理部材が前記ガス成分である水素と窒素を反応させてアンモニアを合成する触媒層である請求項５に記載の原子力プラントのガス処理設備。
【請求項９】
前記ヨウ素吸着装置の前記ケーシング内に設けられた前記ガス成分処理部材がヨウ素吸着材層である請求項５に記載の原子力プラントのガス処理設備。
【請求項１０】
前記希ガス吸着処理装置の前記ケーシング内に設けられた前記ガス成分処理部材が希ガス吸着材層である請求項５に記載の原子力プラントのガス処理設備。
【請求項１１】
第１ガス処理設備及び第２ガス処理設備を備え、
前記第１ガス処理設備が、
原子炉格納容器から導かれるガスに含まれるガス成分を処理する第１ガス処理装置、及び第１ミストセパレータを有し、
前記第１ガス処理装置は、第１ケーシング及び前記第１ケーシング内に設けた、前記ガス成分を処理する第１ガス成分処理部材を有し、
前記原子炉格納容器から供給される水蒸気及び前記ガス成分を含む前記ガスが供給されてこのガスの保有する熱により、前記第１ガス成分処理部材に導かれる前記第１ケーシング内のガスを加熱する第１加熱装置が、前記第１ケーシングに設けられ、
前記第１加熱装置内における前記水蒸気の凝縮により生成されるミストをこのミストに吸着された一部の前記ガス成分と共に除去する前記第１ミストセパレータが、前記第１加熱装置に連絡され、
前記第１ミストセパレータで除去されない前記ガス成分を含む前記ガスを前記第１ミストセパレータから前記第１ケーシング内に導く第１管路を設けており、
前記第２ガス処理設備が、
前記第１ガス処理設備の前記第１ガス成分処理部材を通過する前記ガスに含まれる他のガス成分を処理する第２ガス処理装置、及び第２ミストセパレータを有し、
前記第２ガス処理装置は、第２ケーシング及び前記第２ケーシング内に設けた、前記他のガス成分を処理する第２ガス成分処理部材を有し、
前記第１ガス処理設備から供給される前記水蒸気及び前記他のガス成分を含む前記ガスが供給されてこのガスの保有する熱により、前記第２ガス成分処理部材に導かれる前記第２ケーシング内のガスを加熱する第２加熱装置が、前記第２ケーシングに設けられ、
前記第２加熱装置内における前記水蒸気の凝縮により生成されるミストをこのミストに吸着された一部の前記他のガス成分と共に除去する前記第２ミストセパレータが、前記第２加熱装置に連絡され、
前記第２ミストセパレータで除去されない前記他のガス成分を含む前記ガスを前記第２ミストセパレータから前記第２ケーシング内に導く第１管路を設けていることを特徴とする原子力プラントのガス処理設備。
【請求項１２】
前記第２成分処理部材が、酸素と前記他のガス成分である水素を結合する触媒層である請求項１１に記載の原子力プラントのガス処理設備。
【請求項１３】
前記第１成分処理部材が、前記ガス成分である放射性ヨウ素を除去するヨウ素吸着材層である請求項１２に記載の原子力プラントのガス処理設備。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力プラントのガス処理設備に係り、特に、沸騰水型原子力プラントに適用するのに好適な原子力プラントのガス処理設備に関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型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及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及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。
【０００４】
また、近年では、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、及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及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号公報及び特開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。
【０００６】
特開２００６−３２２７６８号公報は水素除去装置を記載している。この水素除去装置は、原子炉格納容器に連絡されるアンモニア合成触媒層を有している。アンモニア合成触媒層は、原子炉格納容器内の水素ガス及び窒素ガスを反応させてアンモニアを生成することにより、原子炉格納容器内の水素ガス濃度を低減する。アンモニア合成の反応速度を上昇させるために、ヒータをアンモニア合成触媒層に設けてアンモニア合成触媒層を加熱する。
【０００７】
特開昭５８−１６８０００号公報に記載された原子炉格納容器内のガス処理装置は、原子炉格納容器に接続された再結合器を有している。ヒータが再結合器に設けられている。原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスが、ヒータにより加熱された再結合器に供給され、再結合器内で結合されて水蒸気を生成する。
【０００８】
特開２０１０−１９０８６８号公報は、原子炉格納容器の水素処理装置を記載している。この水素処理装置は、ヒータを設けた水素ガス吸蔵装置を有し、水素ガス吸蔵装置を原子炉格納容器に接続している。原子炉格納容器から供給された水素ガスが水素ガス吸蔵装置内の水素吸蔵合金に吸蔵される。水素吸蔵合金に吸蔵された水素を放出する際に、ヒータで水素ガス吸蔵装置が加熱される。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００９】
【特許文献１】特開平１０−２２７８８５号公報
【特許文献２】特開２００９−６９１２２号公報
【特許文献３】特開平１１−３０６９４号公報
【特許文献４】特開２００１−１４１８６８号公報
【特許文献５】特開２００６−３２２７６８号公報
【特許文献６】特開昭５８−１６８０００号公報
【特許文献７】特開２０１０−１９０８６８号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１０】
上述した、加熱式水素処理設備、触媒式水素処理設備、水素透過膜式水素処理設備、アンモニア合成触媒式水素処理設備、及び水素吸蔵合金式水素処理設備では、冷却材喪失事故時において原子炉格納容器内の高温の水蒸気に含まれる水素をガス処理装置で処理する必要がある。いずれの設備においても、水素と共に高温の多量の水蒸気がガス処理装置内に導入され、ガス処理装置内で水蒸気が凝縮して結露が発生する。この結露により生じた水滴がガス処理装置内のガス処理触媒等の表面を覆うため、ガス処理装置でのガス処理の性能低下、及びガス処理装置の構成部材の腐食などが発生する。
【００１１】
特に、触媒式水素処理設備及びアンモニア合成触媒式水素処理設備では、ガス処理装置内で結露により生じた水滴が、冷却材喪失事故時に原子炉圧力容器内から原子炉格納容器内に放出される高温の水蒸気に含まれる放射性ヨウ素などによる触媒被毒を促進し、ガス処理装置における水素処理性能が低下することが懸念される。また、水素透過膜式水素処理設備及び水素吸蔵合金式水素処理設備では、結露で生じた水滴が水素透過膜の表面及び水素吸蔵合金の表面を覆うため、水素処理性能が低下することが懸念される。
【００１２】
ガス処理装置内での高温の水蒸気の凝縮を回避するためには、ガス処理装置をヒータにより加熱することが有効な対策となるが、冷却材喪失事故時に全交流電源が喪失している場合には、ヒータによるガス処理装置の加熱が不可能である。
【００１３】
本発明の目的は、全交流電源が喪失した場合においても、原子炉格納容器内のガスの処理効率を向上させることができる原子力プラントのガス処理設備を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１４】
上記した目的を達成する本発明の特徴は、原子炉格納容器から導かれるガスに含まれるガス成分を処理するガス処理装置と、ミストセパレータとを備え、
ガス処理装置は、ケーシング及びこのケーシング内に設けた、ガス成分を処理するガス成分処理部材を有し、
原子炉格納容器から供給される水蒸気及びそのガス成分を含むガスが供給されてこのガスの保有する熱により、ガス成分処理部材に導かれるケーシング内のガスを加熱する加熱装置が、ケーシングに設けられ、
加熱装置内における水蒸気の凝縮により生成されるミストをこのミストに吸着された一部のガス成分と共に除去するミストセパレータが、加熱装置に連絡され、
ミストセパレータで除去されないガス成分を含むガスをミストセパレータからケーシング内に導く管路を設けたことにある。
【００１５】
原子炉格納容器から供給される水蒸気及びガス成分を含むガスの保有する熱により、ガス処理装置のケーシング内のガスを加熱するために、全交流電源が喪失した場合においても、原子炉格納容器から供給されるガスをガス処理装置で効率良く処理することができ、原子炉格納容器内のガスの処理効率を向上させることができる。
【発明の効果】
【００１６】
本発明によれば、全交流電源が喪失した場合においても、原子炉格納容器内のガスの処理効率を向上させることができる。
【図面の簡単な説明】
【００１７】
【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ガス処理設備の構成図である。
【図２】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ガス処理設備の構成図である。
【図３】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ガス処理設備の構成図である。
【図４】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ガス処理設備の構成図である。
【図５】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ガス処理設備の構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００１８】
本発明の実施例を以下に説明する。
【実施例１】
【００１９】
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ガス処理設備を、図１を用いて説明する。本実施例の原子力プラントのガス処理設備１は、沸騰水型原子力発電プラントに適用される。
【００２０】
このガス処理設備１は、触媒式水素処理装置（ガス処理装置）２、熱交換器４及びミストセパレータ６を備えている。触媒式水素処理装置２は、水素と酸素の結合反応を生じさせる触媒を充填した触媒層（ガス成分処理部材）２２をケーシング３内に形成している。熱交換器４は伝熱管５を有する。伝熱管５がケーシング３内で触媒層２２よりも上流側の領域に配置されている。ミストセパレータ６は、伝熱管５の出口端に接続された配管８に接続され、さらに、配管９により、ケーシング３内の伝熱管配置領域よりも上流側に存在するケーシング３の上流側端部に接続される。配管９はケーシング３の上流側端部に形成されたガス入口に接続される。ガス排出管１０がケーシング３の下流側端部に形成されたガス出口に接続される。
【００２１】
沸騰水型原子力発電プラントは、炉心を内蔵する原子炉圧力容器１２を原子炉格納容器１３内に配置している。原子炉格納容器１３内に、互いに隔離されたドライウェル及び圧力抑制室が形成されている。原子炉圧力容器１２はドライウェルに配置される。触媒式水素処理装置２、熱交換器４及びミストセパレータ６は原子炉格納容器１３の外部に配置される。伝熱管５の入口端に接続されたガス供給管７が、原子炉格納容器１３に接続され、ドライウェルに連絡される。ミストセパレータ６に接続された凝縮水排出管１１が、原子炉格納容器１３に接続され、原子炉圧力抑制室に連絡される。沸騰水型原子力発電プラントの運転中、原子炉格納容器１３内には窒素ガスが充填されている。ミストセパレータ６としては、メッシュ型、波板型、ファイバー型、ベーン型、セントリフィックス型、マルチサイクロン型及びフィルター型のいずれかのタイプのミストセパレータが用いられる。
【００２２】
沸騰水型原子力発電プラントの運転中において、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１３内で破断すると、原子炉圧力容器１２内の高温高圧の冷却水が主蒸気配管の破断箇所から高温の水蒸気になって原子炉格納容器１３のドライウェル内に放出される。この水蒸気は、ドライウェルから圧力抑制室内に形成された圧力抑制プールの冷却水中に放出されて凝縮される。このため、原子炉格納容器１３内の圧力上昇が抑制される。
【００２３】
冷却材喪失事故が発生したときに交流電源である外部電源または非常用ディーゼル発電機から電力が沸騰水型原子力発電プラントに供給される場合には、非常用炉心冷却装置が駆動されて原子炉圧力容器１２内の炉心に冷却水が注水され、炉心に装荷されている燃料集合体はこの冷却水によって冷却される。冷却材喪失事故が発生して非常用炉心冷却装置が駆動される場合には、主蒸気配管の破断箇所からドライウェル内に放出された水蒸気は、原子炉圧力容器１２内で冷却水の放射線分解で生じた水素ガス及び酸素ガスを含んでいる。
【００２４】
冷却水喪失事故が発生したときに、万が一、外部電源及び非常用ディーゼル発電機の全交流電源が喪失している場合には、原子炉圧力容器１２内への冷却水の注水が行われず、原子炉圧力容器内の冷却水の水位が低下する。炉心内の燃料集合体に含まれている燃料棒が冷却水から露出し、燃料棒内の核燃料物質の温度が上昇する。この結果、冷却水の放射線分解で生じる水素ガス以外に、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多量の水素ガスが発生する。この水素ガスが、冷却水の放射線分解で生じた水素ガスと共に原子炉圧力容器から原子炉格納容器内のドライウェルに放出される。上記したジルコニウムと水蒸気の反応が生じると、燃料棒内に存在する核分裂生成物質、例えば、放射性核種である放射性ヨウ素、放射性セシウム及び放射性希ガス（例えば、放射性クリプトン及び放射性キセノン）等が、燃料棒外に放出され、さらに、水蒸気と共にドライウェルに放出される。
【００２５】
原子炉格納容器１３に放出された水素ガスを処理するために、ドライウェル内の水素ガス、酸素ガス、窒素ガス及び放射性核種を含む高温の水蒸気がガス供給管７を通して熱交換器４の伝熱管５内に供給される。伝熱管５内の高温の水蒸気が、後述する配管９よりケーシング３内に供給されるガスを加熱する。伝熱管５内を流れる水蒸気は、そのガスの加熱により温度が低下して飽和水蒸気圧よりも圧力が低下すると、凝縮して微細な水滴である多数のミストになる。これらの微細なミストは、水の表面張力により、放射性核種を含む微小なエアロゾル粒子及び放射性ヨウ素を吸着する作用がある。伝熱管５内を流れるガスに含まれる大部分の放射性核種はそれらのミストに吸着されて除去される。放射性核種を吸着した多数のミスト、水素ガス、酸素ガス及び窒素ガスを含むガスが、伝熱管５から配管８に排出され、ミストセパレータ６に流入する。
【００２６】
ミストセパレータ６は、流入したガスに含まれるミストを除去する。除去されたミストは、放射性核種を含む凝縮水となり、凝縮水排出管１１を通して原子炉格納容器１３内の圧力抑制室に形成された圧力抑制プールの冷却水中に排出される。伝熱管５内を流れるガスに含まれた大部分の放射性核種は、ミストに吸着されて圧力抑制プールの冷却水中に排出される。
【００２７】
ミストセパレータ６で放射性核種及びミストが除去されたガスは、配管９を通って触媒式水素処理装置２のケーシング３内に導かれ、ケーシング３内の伝熱管配置領域において伝熱管５内を流れる高温の水蒸気によって加熱される。高温の水蒸気によって加熱されたガスの温度は飽和温度まで上昇し、この温度が上昇したガスが触媒層２２に流入して触媒層２２の温度を上昇させる。このため、ケーシング３内でガスに含まれている水蒸気の凝縮が生じなく、触媒層２２内の触媒の表面に水滴が付着しない。原子炉格納容器１３からガス供給管７内に排出された水蒸気の大部分はミストとしてミストセパレータ６で除去されるため、配管９からケーシング３内に供給されるガスに含まれている水蒸気の量はわずかである。ケーシング３内でガスの温度が上昇するため、このわずかの水蒸気もケーシング３内で凝縮しなく、触媒層２２で結露を生じない。
【００２８】
ケーシング３内に流入したガスは、ケーシング３内において、触媒層２２に流入する。ガスに含まれる水素ガス及び酸素ガスは、触媒層２２内の、水素と酸素の結合反応を生じさせる触媒の作用により、結合されて水蒸気になる。この水蒸気を含むガスは、触媒層２２から排出され、さらに、ガス排出管１０を通って系外（外部環境）に排出される。ガスに含まれる水素ガスの量が酸素ガスの量よりも非常に多い場合には、原子炉格納容器１３から排出されたガスに含まれた酸素ガスの量が水素ガスの量に比べて相対的に少ないので、水素ガスとの結合反応に必要な量の酸素ガスが、例えば、酸素ボンベ（図示せず）からケーシング３内に供給される。
【００２９】
本実施例によれば、冷却材喪失事故時に原子炉格納容器１３内に放出される高温の水蒸気を用いて、配管９より触媒式水素処理装置２のケーシング３内に供給されるガスを加熱しているので、ガスの温度が飽和温度まで上昇する。このため、そのガスに含まれる水蒸気がケーシング３内で凝縮して結露を生じないので、触媒層２２による水素ガスと酸素ガスの結合反応、すなわち、水素ガスの処理性能が向上する。原子炉格納容器１３内の水素ガスの濃度がさらに減少する。
【００３０】
また、伝熱管５内を流れる水蒸気により加熱されたガスによって触媒層２２も加熱されて温度が上昇するため、水素ガスと酸素ガスの結合反応を促進させることができる。このため、水素ガスの処理効率が向上する。
【００３１】
本実施例は、冷却材喪失事故に原子炉格納容器１３内に放出される水蒸気を用いてケーシング３のガスを加熱しているので、冷却材喪失事故時に全交流電源が喪失しても、ケーシング３内のガスを加熱することができる。このため、冷却材喪失事故時に全交流電源が喪失した場合においても、触媒式水素処理装置２では、原子炉格納容器１３内から導かれた水素ガスの処理効率を向上させることができる。
【００３２】
ケーシング３の加熱のために伝熱管５内に供給された水蒸気の凝縮により生成されたミストをミストセパレータ６で除去しているので、原子炉格納容器１３から排出された水蒸気に含まれた放射性核種も、ミストと共にミストセパレータ６で除去される。このため、ミストセパレータ６から流出するガスの線量は、許容線量以下に低下することができる。
【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ガス処理設備を、図２を用いて説明する。本実施例の原子力プラントのガス処理設備１Ａは、沸騰水型原子力発電プラントに適用される。
【００３４】
本実施例のガス処理設備１Ａは、実施例１のガス処理設備１において触媒式水素処理装置２を水素透過膜式水素処理装置（ガス処理装置）１４に替えた構成を有する。水素透過膜式水素処理装置１４は、ケーシング３内で伝熱管５が配置された領域よりも下流側に水素透過膜（ガス成分処理部材）１５を設けている。ガス処理設備１Ａの他の構成はガス処理設備１と同じである。
【００３５】
冷却水喪失事故が発生したときに、万が一、外部電源及び非常用ディーゼル発電機の全交流電源が喪失している場合には、前述したように燃料棒の被覆管に含まれるジルコニウムと水蒸気が反応して多量の水素ガスが発生し、燃料棒内に存在する放射性核種である核分裂生成物質が燃料棒の外部に放出される。主蒸気配管の破断箇所からドライウェル内に放出された水蒸気、水素ガス、酸素ガス及び放射性核種である核分裂生成物質が、ガス供給管７を通して熱交換器４の伝熱管５内に供給される。伝熱管５内の高温の水蒸気が、実施例１と同様に、ケーシング３内に供給されるガスを加熱する。伝熱管５内では水蒸気が凝縮されてミストになり、このミストが放射性核種と共にミストセパレータ６で除去される。
【００３６】
放射性核種及びミストが除去されたガスは、配管９を通って水素透過膜式水素処理装置１４のケーシング３内に導かれる。このガスは、上記したように伝熱管５内を流れる高温の水蒸気によって加熱された後、水素透過膜１５に達する。ガスに含まれた水素ガスは、水素透過膜１５を透過してガス排出管１０に排出されて系外に排出される。配管９を通ってケーシング３内に流入したガスに含まれた、水素ガス以外のガス及び水蒸気は、水素透過膜１５を透過しない。
【００３７】
本実施例では、実施例１と同様に、ケーシング３内に供給されたガスが伝熱管５内の水蒸気で加熱されて温度が上昇するため、ケーシング３内で結露が生じなく、水素透過膜１５の表面に水滴が付着しない。このため、水素透過膜１５を透過する水素ガスの量が増加し、水素透過膜式水素処理装置１４の水素ガスの処理性能が向上する。本実施例でも、実施例１と同様に、冷却材喪失事故時に全交流電源が喪失した場合においても、水素透過膜式水素処理装置１４では、原子炉格納容器１３内の水素ガスの処理効率を向上させることができる。また、原子炉格納容器１３から排出された水蒸気に含まれた放射性核種が、ミストと共にミストセパレータ６で除去される。
【実施例３】
【００３８】
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ガス処理設備を、図３を用いて説明する。本実施例の原子力プラントのガス処理設備１Ｂは、沸騰水型原子力発電プラントに適用される。
【００３９】
本実施例のガス処理設備１Ｂは、実施例１のガス処理設備１において触媒式水素処理装置２をアンモニア合成触媒式水素処理装置（ガス処理装置）１６に替えた構成を有する。水素透過膜式水素処理装置１４は、熱交換器４Ａの伝熱管５Ａが外面に巻き付けられたケーシング３Ａ内にアンモニア合成触媒層（ガス成分処理部材）１７を設けている。原子炉格納容器１３に接続されたガス供給管７が伝熱管５Ａの入口端に接続され、ミストセパレータ６に接続された配管８が伝熱管５Ａの出口端に接続される。アンモニア合成触媒層１７にはアンモニア合成触媒が充填されている。ガス処理設備１Ｂの他の構成はガス処理設備１と同じである。
【００４０】
冷却水喪失事故が発生したときに、万が一、外部電源及び非常用ディーゼル発電機の全交流電源が喪失している場合には、前述したように燃料棒の被覆管に含まれるジルコニウムと水蒸気が反応して多量の水素ガスが発生し、燃料棒内に存在する放射性核種である核分裂生成物質が燃料棒の外部に放出される。主蒸気配管の破断箇所からドライウェル内に放出された水蒸気、水素ガス、酸素ガス及び放射性核種である核分裂生成物質、及び原子炉格納容器内に存在する窒素ガスが、ガス供給管７を通して熱交換器４Ａの伝熱管５Ａ内に供給される。伝熱管５Ａ内の高温の水蒸気が、アンモニア合成触媒式水素処理装置１６のケーシング３Ａを加熱する。伝熱管５Ａ内の水蒸気が凝縮してミストが生成される。伝熱管５Ａから配管８に排出されたガスに含まれたミスト及び放射性核種がミストセパレータ６で除去される。
【００４１】
放射性核種及びミストが除去されたガスは、配管９を通ってアンモニア合成触媒式水素処理装置１６のケーシング３Ａ内に導かれる。ケーシング３Ａ及びケーシング３Ａ内のアンモニア合成触媒層１７は、ケーシング３Ａの外面に巻き付けられた伝熱管５Ａ内を流れる高温の水蒸気によって加熱される。ケーシング３Ａが加熱されることによって、ケーシング３Ａ内に供給されたガスも加熱されて温度が飽和温度まで上昇する。このガスはケーシング３Ａ内のアンモニア合成触媒層１７に導かれる。ガスに含まれる水素ガス及び窒素ガスが、アンモニア合成触媒層１７内でアンモニア合成触媒の作用で反応してアンモニアを生成する。このアンモニアを含むガスは、アンモニア合成触媒層１７から排出され、さらに、ガス排出管１０を通って系外に排出される。
【００４２】
本実施例では、伝熱管５Ａ内の水蒸気で加熱されたケーシング３Ａ及びアンモニア合成触媒層１７の温度が、配管９を通ってケーシング３Ａに導かれるガスの温度よりも高くなる。ケーシング３Ａ内においてガスが伝熱管５Ａ内の水蒸気からケーシング３Ａに加えられる熱量によって加熱され、そのガスの温度が飽和温度まで上昇する。
【００４３】
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。
【実施例４】
【００４４】
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ガス処理設備を、図４を用いて説明する。本実施例の原子力プラントのガス処理設備１Ｃは、沸騰水型原子力発電プラントに適用される。
【００４５】
本実施例のガス処理設備１Ｃは、実施例１のガス処理設備１において触媒式水素処理装置２をヨウ素吸着装置（ガス処理装置）１８に替えた構成を有する。ヨウ素吸着装置１８は、熱交換器４Ａの伝熱管５Ａが外面に巻き付けられたケーシング３Ａ内にヨウ素吸着材層（ガス成分処理部材）１９を設けている。ヨウ素吸着材層１９にはヨウ素吸着材が充填されている。ガス処理設備１Ｃの他の構成はガス処理設備１と同じである。
【００４６】
冷却水喪失事故が発生したときに、万が一、外部電源及び非常用ディーゼル発電機の全交流電源が喪失している場合には、前述したように燃料棒の被覆管に含まれるジルコニウムと水蒸気が反応して多量の水素ガスが発生し、燃料棒内に存在する放射性核種である核分裂生成物質（例えば、放射性ヨウ素）が燃料棒の外部に放出される。主蒸気配管の破断箇所からドライウェル内に放出された水蒸気、水素ガス、酸素ガス及び放射性核種である核分裂生成物質、及び原子炉格納容器内に存在する窒素ガスが、ガス供給管７を通して熱交換器４Ａの伝熱管５Ａ内に供給される。伝熱管５Ａ内の高温の水蒸気が、実施例３と同様に、ヨウ素吸着装置１８のケーシング３Ａを加熱する。伝熱管５Ａから配管８に排出されたガスに含まれたミスト及び放射性核種（放射性ヨウ素及び放射性希ガスを含む）がミストセパレータ６で除去される。
【００４７】
放射性核種及びミストが除去されたガスは、配管９を通ってヨウ素吸着装置１８のケーシング３Ａ内に導かれる。ミストセパレータ６で除去しきれなかった一部の放射性ヨウ素も、そのガスと共に配管９を通ってそのケーシング３Ａ内に導かれる。このガスはケーシング３Ａ内のヨウ素吸着材層１９に導かれる。ガスに含まれる放射性ヨウ素が、ヨウ素吸着材層１９内でヨウ素吸着材に吸着されて除去される。ヨウ素吸着材層１９を通過したガスはガス排出管１０に排出される。
【００４８】
本実施例では、実施例３と同様に、ケーシング３Ａの外面に巻き付けられた伝熱管５Ａ内の水蒸気で加熱されたケーシング３Ａ及びヨウ素吸着材層１９の温度が、配管９を通ってケーシング３Ａに導かれるガスの温度よりも高くなる。このため、ケーシング３Ａ内に供給されたガスの温度が、ケーシング３Ａから伝達される熱によって加熱され温度が飽和温度まで上昇し、ケーシング３Ａ内での結露が生じない。
【００４９】
本実施例によれば、冷却材喪失事故時に原子炉格納容器１３から排出された高温の水蒸気を用いてケーシング３Ａを加熱するため、上記したようにケーシング３Ａ内での結露を防止できるため、ヨウ素吸着材層１９による放射性ヨウ素の吸着性能、すなわち、放射性ヨウ素の処理性能が向上する。
【００５０】
本実施例は冷却材喪失事故に原子炉格納容器１３内に放出される水蒸気を用いてケーシング３Ａを加熱することによりケーシング３Ａ内のガスを加熱しているので、冷却材喪失事故時に全交流電源が喪失したとしても、ケーシング３Ａ内のガスを加熱することができる。このため、冷却材喪失事故時に全交流電源が喪失した場合においても、ヨウ素吸着装置１８では、原子炉格納容器１３内から導かれた放射性ヨウ素の処理効率を向上させることができる。
【００５１】
ケーシング３Ａの加熱のために伝熱管５Ａ内に供給された水蒸気の凝縮により生成されたミストをミストセパレータ６で除去しているので、原子炉格納容器１３から排出された水蒸気に含まれた放射性ヨウ素を、ミストと共にミストセパレータ６で除去することができる。このため、ミストセパレータ６からケーシング３Ａ内に導かれるガスに含まれる放射性ヨウ素の量を低減することができる。これにより、ヨウ素吸着装置１８に充填されたヨウ素吸着材の寿命を延ばすことができる。
【００５２】
本実施例は、ミストセパレータ６の下流にヨウ素吸着装置１８を配置しているので、ガス排出管１０を通して外部環境に排出されるガスに含まれる放射性ヨウ素の濃度が実施例１〜３のそれぞれにおいてガス排出管１０を流れるガスの放射性ヨウ素の濃度よりも低減される。このため、本実施例において外部環境に放出される放射性ヨウ素の量は、さらに低減される。
【００５３】
本実施例では、原子炉格納容器１３からガス供給管７に排出された水素ガスが、ヨウ素吸着装置１８のケーシング３Ａ内を通過し、さらに、ガス排出管１０を通って外部環境に排出される。この水素ガスは、後述するように、ヨウ素吸着装置１８のガス排出管１０を、実施例１〜３のいずれかのガス処理設備の伝熱管５または５Ａの入口端に接続することによって、実施例１〜３のいずれかに用いられる水素処理装置で処理することができる。
【実施例５】
【００５４】
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ガス処理設備を、図５を用いて説明する。本実施例の原子力プラントのガス処理設備１Ｄは、沸騰水型原子力発電プラントに適用される。
【００５５】
本実施例のガス処理設備１Ｄは、実施例１のガス処理設備１において触媒式水素処理装置２を希ガス吸着処理装置（ガス処理装置）２０に替えた構成を有する。希ガス吸着処理装置２０は、ケーシング３内で伝熱管５が配置された領域よりも下流側に、希ガス吸着材を充填した希ガス吸着材層（ガス成分処理部材）２１を設けている。ガス処理設備１Ｄの他の構成はガス処理設備１と同じである。
【００５６】
冷却水喪失事故が発生したときに、万が一、外部電源及び非常用ディーゼル発電機の全交流電源が喪失している場合には、前述したように燃料棒の被覆管に含まれるジルコニウムと水蒸気が反応して多量の水素ガスが発生し、燃料棒内に存在する放射性核種である核分裂生成物質（放射性ヨウ素及び放射性希ガスなど）が燃料棒の外部に放出される。主蒸気配管の破断箇所からドライウェル内に放出された水蒸気、水素ガス、酸素ガス及び放射性核種である核分裂生成物質が、ガス供給管７を通して熱交換器４の伝熱管５内に供給される。伝熱管５内の高温の水蒸気が、実施例１と同様に、ケーシング３内に供給されるガスを加熱する。伝熱管５内では水蒸気が凝縮されてミストになり、このミストが放射性核種（放射性ヨウ素及び放射性希ガスを含む）と共にミストセパレータ６で除去される。
【００５７】
放射性核種及びミストが除去されたガスは、配管９を通って希ガス吸着処理装置２０のケーシング３内に導かれる。このガスは、ミストセパレータ６で除去しきれなかった放射性希ガス（例えば、放射性キセノン及び放射性クリプトン）を含んでいる。このガスは、上記したように伝熱管５内を流れる高温の水蒸気によって加熱された後、希ガス吸着材層２１内に達する。ガスに含まれた放射性希ガスは、希ガス吸着材層２１内で希ガス吸着材に吸着されて除去される。希ガス吸着材層２１を通過したガスがガス排出管１０に排出されて系外に排出される。
【００５８】
本実施例では、実施例１と同様に、ケーシング３内に供給されたガスが伝熱管５内の水蒸気で加熱されて温度が上昇するため、ケーシング３内で結露が生じない。このため、ケーシング３内の希ガス吸着材層２１による放射性希ガスの吸着性能、すなわち、放射性希ガスの処理性能が向上する。
【００５９】
本実施例は、冷却材喪失事故によって発生する水蒸気を用いてケーシング３内のガスを加熱しているので、冷却材喪失事故時に全交流電源が喪失したとしても、ケーシング３内のガスを加熱することができる。このため、冷却材喪失事故時に全交流電源が喪失した場合においても、希ガス吸着処理装置２０では、原子炉格納容器１３内から導かれた放射性希ガスの処理効率を向上させることができる。
【００６０】
ケーシング３内のガスの加熱のために伝熱管５内に供給された水蒸気の凝縮により生成されたミストをミストセパレータ６で除去しているので、原子炉格納容器１３から排出された水蒸気に含まれた放射性希ガスを、ミストと共にミストセパレータ６で除去することができる。このため、ミストセパレータ６からケーシング３内に導かれるガスに含まれる放射性希ガスの量を低減することができる。これにより、希ガス吸着処理装置２０に充填された希ガス吸着材の寿命を延ばすことができる。
【００６１】
本実施例は、ミストセパレータ６の下流に希ガス吸着処理装置２０を配置しているので、ガス排出管１０を通して外部環境に排出されるガスに含まれる放射性希ガスの濃度が実施例１〜３のそれぞれにおいてガス排出管１０を流れるガスの放射性希ガスの濃度よりも低減される。このため、本実施例において外部環境に放出される放射性希ガスの量は、さらに低減される。
【００６２】
本実施例では、原子炉格納容器１３からガス供給管７に排出された水素ガスが、希ガス吸着処理装置２０のケーシング３Ａ内を通過し、さらに、ガス排出管１０を通って外部環境に排出される。この水素ガスは、後述するように、希ガス吸着処理装置２０のガス排出管１０を、実施例１〜３のいずれかのガス処理設備の伝熱管５または５Ａの入口端に接続することによって、実施例１〜３のいずれかに用いられる水素処理装置で処理することができる。
【実施例６】
【００６３】
本発明の他の実施例である実施例６の原子力プラントのガス処理設備を説明する。本実施例の原子力プラントのガス処理設備も、沸騰水型原子力発電プラントに適用される。
【００６４】
本実施例の原子力プラントのガス処理設備は、実施例１のガス処理設備１、実施例４のガス処理設備１Ｃ及び実施例５のガス処理設備１Ｄを有している。
【００６５】
ヨウ素吸着装置１８を有するガス処理設備１Ｃが、図３に示すように、ガス供給管７及び凝縮水排出管１１により原子炉格納容器１３に接続される。ガス処理設備１Ｃのガス排出管１０が、ガス処理設備１Ｄの希ガス吸着処理装置２０に設けられたケーシング３内に配置された伝熱管５の入口端に接続される。ガス処理設備１Ｄのミストセパレータ６に接続された凝縮水排出管１１が原子炉格納容器１３に接続されて圧力抑制プールに連絡される。ガス処理設備１Ｄのガス排出管１０が、ガス処理設備１の触媒式水素処理装置２に設けられたケーシング３内に配置された伝熱管５の入口端に接続される。ガス処理設備１のミストセパレータ６に接続された凝縮水排出管１１が原子炉格納容器１３に接続されて圧力抑制プールに連絡される。
【００６６】
冷却水喪失事故が発生したときに、万が一、外部電源及び非常用ディーゼル発電機の全交流電源が喪失している場合には、原子炉圧力容器１２に接続された主蒸気配管の破断箇所から原子炉格納容器１３のドライウェルに放出された水蒸気、水素ガス、酸素ガス及び放射性核種（放射性ヨウ素及び放射性希ガスを含む）、及び原子炉格納容器１３内に充填されている窒素ガスが、ガス供給管７を通してヨウ素吸着装置１８のケーシング３Ａに巻き付けられた伝熱管５Ａ内に供給される。伝熱管５Ａ内の高温の水蒸気によってケーシング３Ａが加熱される。伝熱管５Ａから排出されたガスに含まれる放射性ヨウ素及び放射性希ガスが、伝熱管５Ａ内で生成されたミストと共に、ガス処理設備１Ｃのミストセパレータ６で除去され、このミストセパレータ６に接続された凝縮水排出管１１を通して圧力抑制プールに排出される。
【００６７】
水素ガス、酸素ガス、そのミストセパレータ６で除去されなかった放射性ヨウ素及び放射性希ガス、及び伝熱管５Ａ内で凝縮しなかった水蒸気を含むガスが、ヨウ素吸着装置１８のケーシング３Ａ内に供給され、伝熱管５Ａ内の高温の水蒸気等を含むガスにより加熱されたケーシング３Ａからの伝熱により加熱されて温度が上昇する。このガスに含まれる放射性ヨウ素は、ヨウ素吸着材層１９で吸着されて除去される。
【００６８】
ヨウ素吸着材層１９から、ヨウ素吸着装置１８に接続されたガス排出管１０に排出されたガスは、ガス処理設備１Ｄの希ガス吸着処理装置２０に設けられたケーシング３内に配置された伝熱管５内に供給される。この伝熱管５内のガスが、ガス処理設備１Ｄのミストセパレータ６からそのケーシング３内に供給されるガスを加熱するため、伝熱管５内のガスの温度が低下してこのガスに含まれる水蒸気が凝縮し、ミストが生成される。ガス処理設備１Ｄのミストセパレータ６において、伝熱管５から排出されたガスに含まれた放射性核種は、ミストと共に除去される。除去されたミスト及び放射性核種は、このミストセパレータ６に接続された凝縮水排出管１１を通して圧力抑制プールに排出される。
【００６９】
水素ガス、酸素ガス、そのミストセパレータ６で除去されなかった放射性希ガス等の放射性核種、及び伝熱管５内で凝縮しなかった水蒸気を含むガスが、希ガス吸着処理装置２０のケーシング３内に供給され、伝熱管５内の高温の水蒸気等を含むガスにより加熱されて温度が上昇する。このガスに含まれる放射性希ガスは、希ガス吸着材層２１で吸着されて除去される。
【００７０】
希ガス吸着材層２１から、希ガス吸着処理装置２０に接続されたガス排出管１０に排出されたガスは、ガス処理設備１の触媒式水素処理装置２に設けられたケーシング３内に配置された伝熱管５内に供給される。この伝熱管５内のガスが、ガス処理設備１のミストセパレータ６からそのケーシング３内に供給されるガスを加熱するため、伝熱管５内のガスの温度が低下してこのガスに含まれる水蒸気が凝縮し、ミストが生成される。ガス処理設備１のミストセパレータ６において、伝熱管５から排出されたガスに含まれた放射性核種は、ミストと共に除去される。除去されたミスト及び放射性核種は、このミストセパレータ６に接続された凝縮水排出管１１を通して圧力抑制プールに排出される。
【００７１】
水素ガス、酸素ガスを含むガスが、触媒式水素処理装置２のケーシング３内に供給され、伝熱管５内を流れる高温のガスによって加熱された後、触媒層２２内に導かれる。触媒層尾４に充填された触媒の作用により、水素ガス及び酸素ガスは、実施例１と同様に、結合されて水蒸気になる。この水蒸気を含むガス（窒素ガス）は、触媒式水素処理装置２に接続されたガス排出管１０に排出され、外部環境に放出される。
【００７２】
本実施例は、実施例１，４及び５で生じる各効果を得ることができる。
【００７３】
本実施例において、ガス処理設備１の替りに、実施例２のガス処理設備１Ａ及び実施例３のガス処理設備１Ｂのいずれかを用いても良い。
【００７４】
実施例６において、ガス処理設備１、ガス処理設備１Ｃ及びガス処理設備１Ｄの３つのガス処理設備ではなく、ガス処理設備１及びガス処理設備１Ｃの２つのガス処理設備を接続しても良い。この場合には、原子炉格納容器１３に接続されるガス処理設備１Ｃに接続されたガス排出管１０を、ガス処理設備１の伝熱管５の入口端に接続すれば良い。
【００７５】
実施例１で用いた熱交換器４を、実施例３及び４においてケーシング３Ａに設けても良い。また、実施例３で用いた熱交換器４Ａを、実施例１，２及び５においてケーシング３に設けても良い。
【００７６】
実施例１〜６のそれぞれのガス処理設備を、加圧水型原子力発電プラントの原子炉格納容器に適用することができる。
【符号の説明】
【００７７】
１，１Ａ，１Ｂ，１Ｃ，１Ｄ…ガス処理設備、２…触媒式水素処理装置、３，３Ａ…ケーシング、４，４Ａ…熱交換器、５，５Ａ…伝熱管、６…ミストセパレータ、７…ガス供給管、１０…ガス排出管、１１…凝縮水排出管、１２…原子炉圧力容器、１３…原子炉格納容器、１４…水素透過膜式水素処理装置、１５…水素透過膜、１６…アンモニア合成触媒式水素処理装置、１７…アンモニア合成触媒層、１８…ヨウ素吸着装置、１９…ヨウ素吸着材層、２０…希ガス吸着処理装置、２１…希ガス吸着材層、２２…触媒層。
【図１】
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【図２】
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【図３】
2014048043.tif 000005
【図４】
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【図５】
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