(57)【要約】【課題】金属酸化物等を用いて水素を除去する水素処理装置内で反応熱によって加熱されたガスの除熱を行うことのできる水素処理装置を提供する。【解決手段】複数の酸化数をとりうる金属の酸化物又は過酸化物からなり、ガスに含まれる水素を酸化させる反応材１４と、反応材１４を収容し、ガスを通気させて反応材１４と接触させる反応容器１２と、原子炉格納容器２０内からガスを反応容器１２へ導入するためのガス導入管１１と、反応容器１２内のガスを反応容器１２から原子炉格納容器２０に送る戻り配管１３と、冷却水Ｗを収容する冷却プール１５とを備え、戻り配管１３の少なくとも一部が冷却水Ｗと接触されるように冷却プール１５の内部に配置される水素処理装置。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉格納容器内で発生する水素を含むガス中の水素を除去処理する水素処理装置であって、
複数の酸化数をとりうる金属の酸化物又は過酸化物からなり、前記ガスに含まれる水素を酸化させる反応材と、
前記反応材を収容し、前記ガスを通気させて前記反応材と接触させる反応容器と、
前記原子炉格納容器内から前記ガスを前記反応容器へ導入するためのガス導入管と、
前記反応容器内のガスを前記反応容器から前記原子炉格納容器に送る戻り配管と、
冷却水を収容する冷却プールとを備え、
前記戻り配管の少なくとも一部が前記冷却水と接触されるように前記冷却プールの内部に配置されることを特徴とする水素処理装置。
【請求項２】
原子炉格納容器内で発生する水素を含むガス中の水素を除去処理する水素処理装置であって、
複数の酸化数をとりうる金属の酸化物又は過酸化物からなり、前記ガスに含まれる水素を酸化させる反応材と、
前記反応材を収容し、前記ガスを通気させて前記反応材と接触させる反応容器と、
前記原子炉格納容器内から前記ガスを前記反応容器へ導入するためのガス導入管と、
前記反応容器内のガスを前記反応容器から前記原子炉格納容器に送る戻り配管とを備え、
前記戻り配管の少なくとも一部が使用済み燃料プールの内部に配置されることを特徴とする水素処理装置。
【請求項３】
前記使用済み燃料プールの水位より上方の壁面に接続された蒸気配管と、
前記使用済み燃料プールの水位より下方に接続された給水配管と、
前記蒸気配管と前記給水配管が接続され、前記蒸気配管から導入される水蒸気と、前記給水配管から導入される水を混合して前記蒸気を凝集し、水を排出する蒸気インジェクタと、
前記蒸気インジェクタから排出される水を前記使用済み燃料プールに送る水戻り配管と
を有することを特徴とする請求項２に記載の水素処理装置。
【請求項４】
原子炉格納容器内で発生する水素を含むガス中の水素を除去処理する水素処理装置であって、
複数の酸化数をとりうる金属の酸化物又は過酸化物からなり、前記ガスに含まれる水素を酸化させる反応材と、
前記反応材を収容し、前記ガスを通気させて前記反応材と接触させる反応容器と、
前記原子炉格納容器内から前記ガスを前記反応容器へ導入するためのガス導入管と、
前記反応容器内のガスを前記反応容器から前記原子炉格納容器に送る戻り配管と、
前記戻り配管から熱を受熱する受熱器と、
前記受熱器の熱を移送するヒートパイプと、
前記ヒートパイプにより移送された熱を大気中に放熱する放熱器と
を備えることを特徴とする水素処理装置。
【請求項５】
前記放熱器は、前記ヒートパイプに接続されたフィン付管からなることを特徴とする請求項４に記載の水素処理装置。
【請求項６】
さらに前記放熱器を囲むダクトを有することを特徴とする請求項４又は５に記載の水素処理装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明の実施形態は水素処理装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力プラントでは、原子炉炉心を収容する原子炉圧力容器を原子炉格納容器に格納している。原子炉格納容器には、原子炉圧力容器を包囲する上部ドライウェルと下部ドライウェル、および、上部ドライウェルとベント管を介して接続され内部に水を貯蔵したサプレッションプールを備えたウェットウェルが形成されている。また、原子炉圧力容器を包囲して生体遮蔽壁が設置されている。
【０００３】
上記のような構成の原子炉格納容器において、原子炉事故が発生すると、原子炉格納容器内で水素が発生する。例えば、原子炉圧力容器に接続された主蒸気管等が万一破断した場合、原子炉格納要容器内の上部ドライウェルに高温・高圧の原子炉一次冷却材（水）が放出され、上部ドライウェル内の圧力・温度が急激に上昇する。
【０００４】
上部ドライウェルに放出された高温・高圧の冷却材は、上部ドライウェル内の気体と混合して、ベント管を通してサプレッションプールにおいて吸収される。原子炉圧力容器内には非常用炉心冷却系によりサプレッションプールの水が注入されて炉心が冷却されるが、この冷却水は長期的には炉心から崩壊熱を吸収し、破断した配管の破断口からドライウェルへ流出される。このため、上部ドライウェル内の圧力・温度は常にウェットウェルよりも高い状態となる。
【０００５】
このような長期的な事象下で、軽水炉型原子力発電所の原子炉内では冷却材である水が放射分解され、水素ガスと酸素ガスが発生する。さらに、燃料被覆管の温度が上昇する場合には水蒸気と燃料被覆管材料のジルコニウムとの間で反応（Ｍｅｔａｌ−Ｗａｔｅｒ反応）が生じ、短時間で水素ガスが発生する。
【０００６】
こうして発生する水素ガスが破断した配管の破断口から原子炉格納容器内に放出され、原子炉格納容器内の水素ガス濃度は次第に上昇し、原子炉格納容器内の圧力が上昇する。
【０００７】
水素ガスの発生により原子炉格納容器内の水素ガス濃度が上昇する事態に対して、何等有効な対策を採ることができずに水素ガス濃度が可燃限界（例えば、水素ガス濃度が４ｖｏｌ％かつ酸素濃度が５ｖｏｌ％以上）を超えた場合、気体は可燃状態となる。さらに、水素ガス濃度が上昇すると過剰な反応が発生する可能性が生じる。
【０００８】
水素ガスが可燃状態となる等の事態を防止する対策として、従来の沸騰水型原子力発電設備の場合には、圧力抑制式の原子炉格納容器内を窒素ガスで置換し酸素濃度を低く維持することが行われている。このような対策により、Ｍｅｔａｌ−Ｗａｔｅｒ反応により短時間で大量に発生する水素ガスに対しても原子炉格納容器内が可燃性雰囲気となることを防止し、固有の安全性が達成される。
【０００９】
また、他の対策としては、再結合器およびブロアを有する可燃性ガス濃度抑制装置を原子炉格納容器外に設置する方法がある。可燃性ガス濃度抑制装置は、原子炉格納容器内のガスを原子炉格納容器外に吸引し、再結合器内でガス中の水素と酸素を再結合させて水に戻し、残りの気体を原子炉格納容器内へ戻す装置である。このような可燃性ガス濃度抑制装置を設置することで、原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度上昇が抑制される。
【００１０】
ガス中の水素と酸素を再結合させる技術としては、各種の触媒を用いる方法があり、触媒存在下で、ガス中に存在する水素に対し、化学量論的に過不足なく酸素を供給して水に化学変化させる技術や、ガスが有機ケイ素化合物を含む場合やプラント低出力起動時の高酸素水素比のガスである場合にも触媒を高活性に保つ技術等が提案されている。
【００１１】
しかしながら、Ｍｅｔａｌ−Ｗａｔｅｒ反応によって大量の水素が発生すると、原子炉格納容器内のガスは、酸素ガスに対して水素ガスが過剰の低酸素状態となる。このような低酸素状態においては、従来の水素と酸素の再結合による方法では、水素の除去を行うことが困難となる。水素除去ができない場合、原子炉格納容器内の圧力を低減することができず、事故を収束に導くことが困難となる。この場合、現行のシステムとして、格納容器内雰囲気を環境に放出して格納容器内圧力を低減し、事故を収束することが計画されているが、同時に放射性廃棄物を環境に放出するおそれがある。
【００１２】
そこで、粒状の反応材を用いてガス中の水素を安定かつ効率良く除去する技術が提案されている。この方法は、反応材として、複数の酸化数をとりうる金属酸化物を用い、この金属酸化物自体が酸素を含んでいるため、酸素を必要としない利点がある。
【００１３】
上述の金属酸化物による水素除去方法では、金属酸化物の化学反応による反応熱により水素を除去された後のガスが加熱され、例えば、その温度は２００℃以上にもなる。また、Ｍｅｔａｌ−Ｗａｔｅｒ反応によって発生する水素は、原子炉事故等の際には、１６００ｋｇに達すると試算されている。この水素が除去された後のガスは、原子炉格納容器に戻される場合、原子炉格納容器の損傷などを防止するために、少なくとも原子炉格納容器の温度まで冷却される必要がある。
【先行技術文献】
【特許文献】
【００１４】
【特許文献１】特開２０１２−８３２２６号公報
【特許文献２】特開２０１３−２４６４４号公報
【特許文献３】特開２０１４−１０８４０１号公報
【特許文献４】特開２０１５−２３０２６７号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１５】
本発明は、金属酸化物等を用いて水素を除去する水素処理装置内で反応熱によって加熱されたガスの除熱を行うことのできる水素処理装置を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１６】
本発明の水素処理装置の一実施形態は、原子炉格納容器内で発生する水素を含むガス中の水素を除去処理する水素処理装置であって、複数の酸化数をとりうる金属の酸化物又は過酸化物からなり、前記ガスに含まれる水素を酸化させる反応材と、前記反応材を収容し、前記ガスを通気させて前記反応材と接触させる反応容器と、前記原子炉格納容器内から前記ガスを前記反応容器へ導入するためのガス導入管と、前記反応容器内のガスを前記反応容器から前記原子炉格納容器に送る戻り配管と、冷却水を収容する冷却プールとを備え、前記戻り配管の少なくとも一部が前記冷却水と接触されるように前記冷却プールの内部に配置されることを特徴とする。
【００１７】
本発明の水素処理装置の他の一実施形態は、原子炉格納容器内で発生する水素を含むガス中の水素を除去処理する水素処理装置であって、複数の酸化数をとりうる金属の酸化物又は過酸化物からなり、前記ガスに含まれる水素を酸化させる反応材と、前記反応材を収容し、前記ガスを通気させて前記反応材と接触させる反応容器と、前記原子炉格納容器内から前記ガスを前記反応容器へ導入するためのガス導入管と、前記反応容器内のガスを前記反応容器から前記原子炉格納容器に送る戻り配管とを備え、前記戻り配管の少なくとも一部が使用済み燃料プールの内部に配置されることを特徴とする。
【００１８】
本発明の水素処理装置の他の一実施形態は、原子炉格納容器内で発生する水素を含むガス中の水素を除去処理する水素処理装置であって、複数の酸化数をとりうる金属の酸化物又は過酸化物からなり、前記ガスに含まれる水素を酸化させる反応材と、前記反応材を収容し、前記ガスを通気させて前記反応材と接触させる反応容器と、前記原子炉格納容器内から前記ガスを前記反応容器へ導入するためのガス導入管と、前記反応容器内のガスを前記反応容器から前記原子炉格納容器に送る戻り配管と、前記戻り配管から熱を受熱する受熱器と、前記受熱器の熱を移送するヒートパイプと、前記ヒートパイプにより移送された熱を大気中に放熱する放熱器とを備えることを特徴とする。
【発明の効果】
【００１９】
本発明によれば、金属酸化物等を用いて水素を除去する水素処理装置内で反応熱によって加熱されたガスの除熱を行うことができる。
【図面の簡単な説明】
【００２０】
【図１】第１の実施形態の水素処理装置と、原子炉格納容器の構造を概略的に表す図である。
【図２】第２の実施形態の水素処理装置を概略的に表す図である。
【図３】第３の実施形態の水素処理装置を概略的に表す図である。
【発明を実施するための形態】
【００２１】
以下図面を参照して本発明の実施形態を詳細に説明する。
（第１の実施形態）
図１は、本実施形態の水素処理装置１０ａと、これが配置される原子炉格納容器２０を概略的に示す図である。水素処理装置１０ａは、原子炉格納容器２０に接続されている。原子炉格納容器２０は、炉心２１を内蔵する原子炉圧力容器２２を格納する。原子炉格納容器２０は、原子炉圧力容器２２を包囲する上部ドライウェル２３、下部ドライウェル２４及びウェットウェル２５より構成される。
【００２２】
ウェットウェル２５は、ベント管２６を介して上部ドライウェル２３に連通し、ウェットウェル２５には、貯蔵水を蓄えるサプレッションプール２７が形成されている。また、原子炉圧力容器２２の外側面は、生体遮蔽壁２８により包囲されている。原子炉圧力容器２２には、主蒸気管２９が接続されている。
【００２３】
この原子炉圧力容器２２に接続された主蒸気管２９等の一次冷却系配管が万が一破断した場合、上部ドライウェル２３に高温・高圧の冷却材（水、水蒸気）が放出され、上部ドライウェル２３の圧力・温度が急激に上昇する。
【００２４】
この上部ドライウェル２３に放出された高温・高圧の冷却材は、上部ドライウェル２３内の気体と混合されて、ベント管２６を経由してサプレッションプール２７に蓄えられる貯蔵水で冷却される。このように、苛酷事故が発生して、原子炉圧力容器２２から放出された熱エネルギーの多くは、このサプレッションプール２７内の貯蔵水に吸収される。
【００２５】
そして、サプレッションプール２７に蓄積される貯蔵水が、非常用炉心冷却系（図示略）により原子炉圧力容器２２に注入され、炉心２１を冷却する。この注入された貯蔵水は、長期的には炉心２１から崩壊熱を吸収し、破断した配管の破断口から上部ドライウェル２３に流出する。このように、一次冷却系配管が破断するといった苛酷事故が万が一発生した場合は、上部ドライウェル２３の圧力・温度は常にウェットウェル２５よりも高い状態となり、ベント管２６を経由して水蒸気とガスがウェットウェル２５に移動する。
【００２６】
そして、一次冷却材として使用される水は、放射線により水素ガスと酸素ガスに分解される。さらに、炉心２１の燃料被覆管の温度が上昇する場合には、水蒸気と燃料被覆管材料のジルコニウムとの間でＭｅｔａｌ−Ｗａｔｅｒ反応が起こり、短時間で水素ガスが大量に発生する。
【００２７】
このようにして発生した水素ガスは、破断した配管の破断口等から冷却材と共に原子炉格納容器２０の内部に放出され、上部ドライウェル２３及びウェットウェル２５における水素ガス濃度を上昇させるとともに内部圧力も上昇させる。すると、水素処理装置１０ａが自動的に起動して、上昇した水素ガス濃度及び内部圧力を低下させる。
【００２８】
水素処理装置１０ａは、ガス導入管１１と、反応容器１２と、戻り配管１３と、ガス導入管１１に介挿された循環ポンプＰと、内部に冷却水Ｗの収容された冷却プール１５とを備えている。ガス導入管１１及び戻り配管１３は、それぞれ原子炉格納容器２０と反応容器１２とを接続している。戻り配管１３は、その一部が、冷却プール１５内を貫通し、冷却水Ｗに浸漬されている。冷却プール１５内には、戻り配管１３上部に十分な水位を持って冷却水Ｗが満たされている。
【００２９】
反応容器１２は気密に封止され、その内部には、反応材１４が収容されている。反応材１４はガス導入管１１から導入されるガスに含まれる水素を酸化させる。反応材１４は、複数の酸化数をとりうる金属の酸化物又は過酸化物（以下単に「金属酸化物」という。）からなる。
【００３０】
金属酸化物（ＭＯｘ）は、水素と化学反応し、次の式（１）に示すように還元されて水を生成する。
ｍＨ２  ＋  ＭＯｘ→  ｍＨ２Ｏ  ＋  ＭＯ（ｘ−ｍ）            （１）
【００３１】
このような金属酸化物としては、例えば、酸化マグネシウム、過酸化マンガン（ＭｎｍＯｎ等）、酸化コバルト（ＣｏｍＯｎ）、酸化銅（ＣｕＯ）等の金属酸化物または金属過酸化物が用いられる。金属酸化物としては、酸化マグネシウムが好ましい。また、金属酸化物としては、複数の酸化数を取り得る金属酸化物のうち高次の酸化数を持つものも好適である。金属酸化物は１種を単独で用いてもよく、２種以上を併用してもよい。
【００３２】
水素処理装置１０ａが起動すると、先ず、循環ポンプＰが駆動して、原子炉格納容器２０内の水素を含むガスがガス導入管１１を介して、反応容器１２に導入される。反応容器１２内を通過するガスに含まれる水素は、例えば上記式（１）に示されるように反応材１４と反応して水蒸気を生成する。生成した水蒸気を含むガスは、戻り配管１３を介して原子炉格納容器２０内に戻される。
【００３３】
上記式（１）で示される反応は発熱反応であるため、水素除去によって金属酸化物自体が発熱するとともに、反応容器１２内を通過するガスも加熱される。これにより、反応容器１２内で水素の除去されたガスは、２００℃程度にまで達することがある。
【００３４】
水素処理装置１０ａにおいては、反応容器１２内で水素の除去されたガスは、戻り配管１３を通流する過程で、戻り配管１３を介して冷却プール内の冷却水により除熱されて、少なくとも原子炉格納容器２０内の温度以下に冷却される。そのため、原子炉格納容器２０内の温度上昇が防止できる。また、上記式（１）の反応によって生成された気体のＨ２Ｏは、冷却水Ｗにより除熱されて液体のＨ２Ｏ（水）へと凝縮される。気体のＨ２Ｏが凝集すると、水素の除去されたガスの圧力が低下するため、原子炉格納容器２０内の圧力上昇が防止できる。
【００３５】
反応材１４の量は、炉心２１の燃料の種類や量、原子炉格納容器２０の大きさなどに応じて、原子炉事故時に発生すると想定される水素を十分に除去可能な量として適宜設定される。また、これに応じて反応容器１２の大きさも適宜設計される。
【００３６】
なお、図１においては、水素処理装置１０ａは、上部ドライウェル２３にガス導入管１１及び戻り配管１３を接続した態様を示したが、これに限定されない。ガス導入管１１及び戻り配管１３の接続箇所は、原子炉格納容器２０から水素を含むガスを反応容器に１２に導入して、処理後のガスを原子炉格納容器２０に戻すことができる箇所であればよい。
【００３７】
また、図１においては、水素処理装置１０ａは１基のみを図示したが、１基の原子炉格納容器２０に対して、複数基の水素処理装置１０ａが配置されてもよい。この場合、反応材１４を複数基の水素処理装置１０ａに分割して収容することで、水素処理装置１０ａの各々を小型化することができるため、既設の設備に設置しやすくなる。また、水素処理装置１０ａは、水素処理装置１０ａに付設される戻り配管１３等の管路においてガスを冷却できるため、例えば、反応容器１２を冷却する場合に比べて、設置しやすく、また小型化も容易である。
【００３８】
（第２の実施形態）
本発明の第２の実施形態を説明する。図２は、本実施形態の水素処理装置１０ｂを概略的に表す図である。水素処理装置１０ｂは、水素処理装置１０ａにおける冷却プール１５に代えて、原子炉施設内に既設の使用済み燃料プール１６を用い、使用済み燃料プール１６に蒸気インジェクタ３０を設置する点で、第１の実施形態に係る水素処理装置１０ａと異なっているが、その他の構成は、水素処理装置１０ａと同様である。そのため、水素処理装置１０ｂにおいて、水素処理装置１０ａと共通する構成には同一の符号を付して重複する説明を省略する。
【００３９】
水素処理装置１０ｂにおいて、戻り配管１３は、その一部が使用済み燃料プール１６内を貫通して配設されている。使用済み燃料プール１６には使用済み燃料１７が浸漬されている。
【００４０】
本実施形態の水素処理装置１０ｂにおいては、戻り配管１３を通流するガスは、使用済み燃料プール１６内の水により除熱される。これにより、反応容器１２から排出されるガスは、少なくとも原子炉格納容器２０内の温度以下に冷却される。そのため、原子炉格納容器２０内の温度上昇が防止できる。また、水素の除去されたガスが冷却されて、ガス中のＨ２Ｏが凝集すると、ガスの圧力が低下するため、原子炉格納容器２０内の圧力上昇が防止できる。さらに、反応容器１２内で水素の除去されたガスを既設の使用済み燃料プール１６内の水によって除熱するため、水素処理装置１０ｂの設置に伴う、付帯設備の設置点数を削減することができる。
【００４１】
原子炉事故後に、水素処理装置１０ｂによって、数日にわたる水素除去処理を行うと、使用済み燃料プール１６内の水が蒸発し、使用済み燃料プール１６の水位の低下を促進させるおそれがある。
【００４２】
そのため、水素処理装置１０ｂの使用済み燃料プール１６においては、その液相に給水配管３１が、蒸気相に蒸気配管３２がそれぞれ接続されている。給水配管３１及び蒸気配管３２は、蒸気インジェクタ３０の供給口に接続されている。また、蒸気インジェクタ３０は水戻り配管３３によって使用済み燃料プール１６に接続されている。
【００４３】
これにより、使用済み燃料プール１６内で発生する蒸気は蒸気相から蒸気配管３２を介して蒸気インジェクタ３０に供給される。蒸気インジェクタ３０内に蒸気が供給されると、蒸気インジェクタ３０内が減圧されて、使用済み燃料プール１６内の水が、液相から吸引され、給水配管３１を介して蒸気インジェクタ３０に導入される。蒸気配管３２から供給された蒸気は、蒸気インジェクタ３０内で、水と混合されることで凝集される。蒸気インジェクタ３０から排出される水は、水戻り配管３３を介して使用済み燃料プール１６に注水される。これにより、使用済み燃料プール１６の水位を低下させることなく、長期にわたって水素処理装置１０ｂを使用することができる。
【００４４】
また、図２においては、水素処理装置１０ｂは１基のみを図示したが、１基の原子炉格納容器２０に対して、複数基の水素処理装置１０ｂが配置されてもよい。この場合、反応材１４を複数基の水素処理装置１０ｂに分割して収容することで、水素処理装置１０ｂの各々を小型化することができるため、既設の設備に設置しやすくなる。また、水素処理装置１０ｂは、水素処理装置１０ｂに付設される戻り配管１３等の管路においてガスを冷却できるため、例えば、反応容器１２を冷却する場合に比べて、設置しやすく、また小型化も容易である。
【００４５】
（第３の実施形態）
本発明の第３の実施形態を説明する。図３は、本実施形態の水素処理装置１０ｃを概略的に表す図である。水素処理装置１０ｃは、水素処理装置１０ａにおける冷却プール１５に代えて、戻り配管１３を除熱する冷却器４０を備える点で、第１の実施形態に係る水素処理装置１０ａと異なっているが、その他の構成は、水素処理装置１０ａと同様である。そのため、水素処理装置１０ｃにおいて、水素処理装置１０ａと共通する構成には同一の符号を付して重複する説明を省略する。
【００４６】
冷却器４０は、戻り配管１３の熱を受ける受熱器４１と、受熱器４１に接続され、受熱器４１の熱を移送するヒートパイプ４２と、ヒートパイプ４２からの熱を放出する放熱器４３とを備えている。また、放熱器４３の周囲には、空気を自然対流させるダクト４４が配置されている。放熱器４３は、原子炉格納容器２０外に設置されている。
【００４７】
受熱器４１において、反応容器１２内で水素と反応材１４との反応により加熱されたガスの熱が、戻り配管１３とヒートパイプ４２の間で熱交換される。ヒートパイプ４２によって受熱された熱は、放熱器４３に輸送され、放熱器４３で大気と熱交換されることで大気へ自然放熱される。
【００４８】
放熱器４３は例えば、管表面にフィンを備えたフィン付配管である。また、放熱器４３は、小口径のフィン付配管を、例えば複数並列に配置して構成されるフィン付小口径配管群であってもよい。放熱器４３としてフィン付配管を用いることで、フィンによって伝熱面積を増加させ、熱交換量を増加させることができる。
【００４９】
ダクト４４は、放熱器４３の周囲を囲んで設置される。高温の空気は低温の大気より密度が低いため、ダクト４４内で受熱した大気に浮力が生じて（チムニー効果）、ダクト４４内の空気の自然対流の流量が増す。これにより、放熱器４３での除熱を促進することができる。
【００５０】
本実施形態の水素処理装置１０ｃにおいては、戻り配管１３に冷却器４０が設置されることにより、反応容器１２で生じた反応熱が除去され、反応容器１２から排出されるガスは、少なくとも原子炉格納容器２０内の温度以下に冷却される。そのため、原子炉格納容器２０内の温度上昇が防止できる。また、水素の除去されたガスが冷却されて、ガス中のＨ２Ｏが凝集すると、ガスの圧力が低下するため、原子炉格納容器２０内の圧力上昇が防止できる。
【００５１】
また、図３においては、水素処理装置１０ｃは１基のみを図示したが、１基の原子炉格納容器２０に対して、複数基の水素処理装置１０ｃが配置されてもよい。この場合、反応材１４を複数基の水素処理装置１０ｃに分割して収容することで、水素処理装置１０ｃの各々を小型化することができるため、既設の設備に設置しやすくなる。また、水素処理装置１０ｃは、水素処理装置１０ｃに付設される戻り配管１３等の管路においてガスを冷却できるため、例えば、反応容器１２を冷却する場合に比べて、設置しやすく、また小型化も容易である。
【００５２】
本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら新規な実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれるとともに、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれる。
【符号の説明】
【００５３】
１０ａ，１０ｂ，１０ｃ…水素処理装置、１１…ガス導入管、１２…反応容器、１３…戻り配管、１４…反応材、１５…冷却プール、１６…使用済み燃料プール、１７…使用済み燃料、２０…原子炉格納容器、２１…炉心、２２…原子炉圧力容器、２３…上部ドライウェル、２４…下部ドライウェル、２５…ウェットウェル、２６…ベント管、２７…サプレッションプール、２８…生体遮蔽壁、２９…主蒸気管、３０…蒸気インジェクタ、３１…給水配管、３２…蒸気配管、３３…水戻り配管、４０…冷却器、４１…受熱器、４２…ヒートパイプ、４３…放熱器、４４…ダクト、Ｗ…冷却水。
【図１】
2018112480.tif 000003
【図２】
2018112480.tif 000004
【図３】
2018112480.tif 000005