(57)【要約】【課題】放出されたガスに放射性ヨウ素が含まれている場合でも水素の処理能力を向上できる原子炉格納容器の水素処理装置を提供する。【解決手段】冷却材喪失事故時に原子炉格納容器３内に放出された水素、酸素、放射性ヨウ素及び水蒸気を含むガスが、凝縮装置１２に導かれ、水蒸気が凝縮装置１２で凝縮される。凝縮装置１２から排気されて高温の水素酸化装置１３に供給されたガスに含まれる水素は、水素酸化装置１３内の酸化銅１４の作用により、酸素と反応して酸化されて水蒸気になる。制御装置２８は、放射線測定装置２７から入力した線量測定値が設定値を超えたとき、ブロア１１の回転速度を減少（またはブロア１１を停止）させる。このため、放射性ヨウ素と酸化銅１４の反応で生成されたヨウ化銅が、金属銅になる。水素酸化装置１３内に酸素を供給してその金属銅を酸化銅１４に再生する。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉格納容器から供給されるガスに含まれている水蒸気を凝縮し、前記水蒸気が凝縮された前記ガスを酸化銅が充填された水素酸化装置に供給して前記ガスに含まれている水素を前記酸化銅の作用により酸化させ、水素濃度が低下した前記ガスを前記水素酸化装置から前記原子炉格納容器内に戻し、前記水素酸化装置の測定された線量が第１線量設定値を越えたとき、前記水素酸化装置に供給する前記ガスの量を減少させることを特徴とする原子炉格納容器の水素処理方法。
【請求項２】
前記水素酸化装置の前記測定された線量が前記第１線量設定値を越えたとき、前記水素酸化装置への前記ガスの供給を停止する請求項１に記載の原子炉格納容器の水素処理方法。
【請求項３】
前記水素酸化装置の前記測定された線量が前記第１線量設定値よりも低い第２線量設定値以下になったとき、前記水素酸化装置内に酸素を供給する請求項１または２に記載の原子炉格納容器の水素処理方法。
【請求項４】
原子炉格納容器から供給されるガスに含まれている水蒸気を凝縮装置によって凝縮し、前記凝縮装置から排気された前記ガスを酸化銅が充填された水素酸化装置に供給して前記ガスに含まれている水素を前記酸化銅の作用により酸化させ、水素濃度が低下した前記ガスを前記水素酸化装置から前記原子炉格納容器内に戻し、前記水素酸化装置の測定された線量が第１線量設定値を越えたとき、前記凝縮装置に供給する冷却水の流量を増加して前記水蒸気の凝縮量を増大させることを特徴とする原子炉格納容器の水素処理方法。
【請求項５】
原子炉格納容器に接続されて水蒸気を凝縮する凝縮装置と、前記凝縮装置から排出されたガスが供給され、前記ガスに含まれる水素の酸化処理を行う酸化銅が充填された水素酸化装置と、前記水素酸化装置の線量を測定する放射線測定装置と、前記放射線測定装置で測定された線量が線量設定値を超えたとき、前記水素酸化装置に供給する前記ガスの量を、流量調節装置を制御して調節する制御装置とを備えたことを特徴とする原子炉格納容器の水素処理装置。
【請求項６】
前記流量調節装置が前記凝縮装置に前記水蒸気を含むガスを供給するブロアである請求項５に記載の原子炉格納容器の水素処理装置。
【請求項７】
原子炉格納容器に接続されて水蒸気を凝縮する凝縮装置と、前記凝縮装置から排出されたガスが供給され、前記ガスに含まれる水素の酸化処理を行う酸化銅が充填された水素酸化装置と、前記水素酸化装置の線量を測定する放射線測定装置と、前記放射線測定装置で測定された線量が線量設定値を超えたとき、前記凝縮装置に冷却水を供給するポンプの回転速度を増大させる制御装置とを備えたことを特徴とする原子炉格納容器の水素処理装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉格納容器の水素処理方法及びその水素処理装置に係り、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炉格納容器の水素処理方法及びその水素処理装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子力プラント及び加圧水型原子力プラントでは、原子炉が原子炉格納容器内に設置されている。原子炉格納容器は、万が一、原子炉から放射性物質が漏洩した場合でも、放射性物質が外部の環境に放出されることを防止する機能を有している。
【０００３】
例えば、沸騰水型原子力プラントに用いられる原子炉格納容器内には、原子炉が配置されるドライウェル、及びドライウェルとは隔離されたウエットウェルが形成されている。冷却水が貯蔵された圧力抑制プールがウエットウェル内に設けられている。一端がドライウェルに連絡されたベント管の他端が、圧力抑制プール内の冷却水に浸漬されている。
【０００４】
例えば、原子炉格納容器内で原子炉に接続された主蒸気管が破断した冷却材喪失事故が発生したとき、原子炉はスクラムされ、運転が停止される。主蒸気管の破断口からドライウェル内に放出された高温の水蒸気は、ベント管を通って圧力抑制プール内の冷却水中に放出され、凝縮される。このような水蒸気の凝縮によって原子炉格納容器内の圧力上昇が抑制される。
【０００５】
原子炉の安全設計では、設計基準事象として考慮している冷却材喪失事故が発生したときには、まず、原子炉圧力容器内の燃料棒の温度が上昇して燃料棒の被覆管を構成するジルコニウム合金に含まれたジルコニウムと原子炉容器内の冷却水が反応して水素ガスが発生し、破断箇所からドライウェルに放出された放射性物質を含む水蒸気が上記したように圧力抑制プールへ排出され、さらに、原子炉圧力容器内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と想定されている。
【０００６】
冷却材喪失事故時においてドライウェルに放出された水蒸気に対する対策は、前述したように、その水蒸気を凝縮する圧力抑制プールを設けたことである。沸騰水型原子力プラントの運転時では、不活性ガスである窒素ガスが原子炉格納容器内に充填されている。冷却材喪失事故時に発生した水素及び酸素は、ドライウェルに放出される。水素及び酸素のそれぞれの一部は、ベント管を通して圧力抑制プール内に放出され、ウエットウェル内でプール水の液面上方の空間に蓄積される。ドライウェル及びウエットウェルの少なくとも一方で水素及び酸素のそれぞれの濃度が設定濃度を超えたとき、爆発の危険性があるため、沸騰水型原子力プラントでは、加熱式再結合器を用いた可燃性ガス処理装置が原子炉格納容器に設けられている。可燃性ガス処理装置は、ドライウェル（またはウエットウェル）内のガスをブロアで昇圧して加熱式再結合器に供給する。加熱式再結合器は、供給されるガスを加熱してこのガスに含まれている水素及び酸素を再結合して水にしている。可燃性ガス処理装置は、ドこの再結合により水素及び酸素の各濃度が低下したガスを、冷却器で冷却して原子炉格納容器に戻している。
【０００７】
外部動力を必要としない静的な可燃性ガス処理装置として、水素の酸化触媒を有する再結合器を用いた可燃性ガス処理装置が提案されている。このような可燃性ガス処理装置の例が、特開平２−９８６８９号公報及び特開２００６−３２２７６８号公報に記載されている。特開平２−９８６８９号公報に記載された可燃性ガス処理装置は、原子炉格納容器の外部に配置された蒸気凝縮器及び触媒を有する水素酸化器（再結合器）を有している。冷却材喪失事故時にドライウェルに放出された水蒸気は蒸気凝縮器に導かれて凝縮され、蒸気凝縮器から排気された水素及び酸素を含むガスが水素酸化器に供給される。水素及び酸素は、水素酸化器内の触媒の作用によって再結合されて水になる。水素酸化器から排気された残りのガスはドライウェルに戻される。
【０００８】
特開２００６−３２２７６８号公報に記載された可燃性ガス処理装置も、ドライウェルクーラ（蒸気凝縮器）及びアンモニア合成触媒層（再結合器）を有する。ドライウェルクーラはドライウェル内に配置され、アンモニア合成触媒層は原子炉格納容器外に配置される。冷却材喪失事故時にドライウェルに放出された水蒸気はドライウェルクーラで凝縮され、ドライウェルクーラから排気されたガスに含まれる水素及び酸素はアンモニア合成触媒層で再結合される。アンモニア合成触媒層から排気された残りのガスはウエットウェル内に導かれる。
【０００９】
原子炉格納容器内の水素及び酸素を再結合させる可燃性ガス処理装置に設けられた再結合器内の触媒として酸化銅を用いた例が、特開平１０−２８８６９４号公報及び特開２０００−９８７３号公報に開示されている。再結合器に導入されるガスに含まれる酸素が低濃度であっても、酸化銅は、酸化銅に含まれる酸素を用いてそのガスに含まれる水素を処理することができる（下記の（１）式参照）。酸化銅に含まれる酸素が少なくなって銅になり水素の酸化処理能力が消失した場合には、再結合器内に酸素を供給し、（２）式の反応により銅を酸化銅に再生することができる。
【００１０】
水素処理：  ＣｕＯ＋Ｈ２→Ｃｕ＋Ｈ２Ｏ          …（１）
再生処理：  ２Ｃｕ＋Ｏ２→２ＣｕＯ             …（２）
【先行技術文献】
【特許文献】
【００１１】
【特許文献１】特開平２−９８６８９号公報
【特許文献２】特開２００６−３２２７６８号公報
【特許文献３】特開平１０−２８８６９４号公報
【特許文献４】特開２０００−９８７３号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１２】
冷却材喪失事故時にドライウェルに放出されたガスは、水素及び水蒸気の他に、放射性セシウム及び放射性ヨウ素を含んでいる場合がある。特に、放射性ヨウ素は再結合器内の酸化銅と反応しやすく（下記の（３）式参照）、水素処理能力を有しないヨウ化銅の形態に変化する。
【００１３】
２ＣｕＯ＋Ｉ２→２ＣｕＩ＋Ｏ２             …（３）
触媒として酸化銅を用いた再結合器に放射性ヨウ素を含むガスが流入したとき、酸化銅を用いた再結合器は、徐々に水素処理能力が低下してしまう。
【００１４】
本発明の目的は、放出されたガスに放射性ヨウ素が含まれている場合でも水素の処理能力を向上できる原子炉格納容器の水素処理方法及びその水素処理装置を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１５】
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供給されるガスに含まれている水蒸気を凝縮し、水蒸気が凝縮されたそのガスを酸化銅が充填された水素酸化装置に供給してガスに含まれている水素を酸化銅の作用により酸化させ、水素酸化装置の測定された線量が第１線量設定値を越えたとき、水素酸化装置に供給する前記ガスの量を減少させることにある。
【００１６】
水素酸化装置の測定された線量が第１線量設定値を越えたとき、水素酸化装置に供給するガスの量を減少させるので、水素酸化装置内の酸化銅のヨウ化銅化により低下した水素酸化装置の水素処理能力を向上させることができる。
【発明の効果】
【００１７】
本発明によれば、原子炉格納容器内に放出されたガスに放射性ヨウ素が含まれている場合でもそのガスに含まれている水素の処理能力を向上させることができる。
【図面の簡単な説明】
【００１８】
【図１】本発明の好適な一実施例である実施例１の原子炉格納容器の水素処理装置の構成図である。
【図２】図１に示す水素酸化装置内に酸素を供給している状態を示す説明図である。
【図３】本発明の他の実施例である実施例２の原子炉格納容器の水素処理装置の構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００１９】
酸化銅は、酸素が少ない場合でも水素を酸化させる機能を有するので、可燃性ガスの処理を行う原子炉格納容器の水素処理装置に触媒として適用することは好ましいことである。発明者らは、冷却材喪失事故時に原子炉からドライウェルに放出された水蒸気に放射性ヨウ素が含まれているときにおいて、そのような利点を有する酸化銅を触媒に用いた水素酸化装置による水素の処理能力を向上できる対策を検討した。この検討結果を以下に説明する。
【００２０】
ヨウ素は、酸化銅と極めて反応しやすい性質があり、水素酸化装置内の酸化銅の充填部に蓄積される。このため、酸化銅に蓄積した放射能を測定することにより、酸化銅と化学的に結合した放射性ヨウ素量を求めることができる。得られた放射性ヨウ素量の値に基づいて酸化銅の水素処理能力の低下の度合いを評価することができる。
【００２１】
原子炉内で発生する放射性ヨウ素の大半はＩ−１３１及びＩ−１３３である。Ｉ−１３１の半減期は８．０６日であり、Ｉ−１３３のそれは２０．８時間であり、比較的短い。また、いずれの放射性ヨウ素も壊変した後はガス成分であるＸｅとなる。
【００２２】
酸化銅は放射性ヨウ素と反応することによってヨウ化銅になる。発明者らは、このヨウ化銅を用いて、ヨウ化銅内の放射性ヨウ素が壊変した後で水素処理性能が再生できることを実験により確認した。この実験結果を以下に説明する。ヨウ化銅内の放射性ヨウ素が壊変した後、そのヨウ化銅は銅単体に戻る。この銅単体を酸素と反応させて再生処理を行うことによって、銅単体が酸化銅に再生される。再生された酸化銅に水素を含むガスを接触させると、ガスに含まれた水素は酸化銅の酸素と結合して水になり、ガスの水素濃度が低下した。発明者らは、以上の実験結果に基づいて、ヨウ化銅内の放射性ヨウ素が壊変した後で酸素を用いた再生処理を行うことによって、水素処理能力が再生された酸化銅を得ることができることを確認した。
【００２３】
さらに、発明者らは、放射性ヨウ素により酸化銅の水素処理性能が一旦低下しても、ある時間放置すれば、ヨウ化銅内の放射性ヨウ素が壊変することに着目した。この現象、及び上記の実験結果で得られた知見に基づいて、酸化銅に蓄積した放射能の量を測定し、その測定結果に基づいて酸化銅による水素処理を調節することによって、放出されたガスに放射性ヨウ素が含まれている場合でも水素の処理能力を向上できることを、発明者らが見出した。
【００２４】
具体的には、酸化銅の線量が設定値よりも高くなった場合には、酸化銅の一部が放射性ヨウ素と反応して酸化銅の水素処理能力が低下しているので、水素酸化装置に供給するガス量を制御して減少させる。その後、酸化銅内の放射性ヨウ素の線量が、放射性ヨウ素の半減期に基づいて低下する。酸化銅の放射能が設定値以下になったとき、酸化銅を充填した水素酸化装置へのガスの供給量を増加させる。また、水素酸化装置へのガスの供給量を減少させてガスを供給し続ける替りに、酸化銅の線量が設定値よりも高くなった場合には、水素酸化装置へのガスの供給を停止して水素の処理を中止し、水素酸化装置の線量が設定値以下に低下したときに酸化銅による水素処理を再開することも有効である。
【００２５】
水素酸化装置の線量が設定値よりも高くなったとき、凝縮装置の凝縮性能を向上させ、水素酸化装置に供給するガスに含まれる水蒸気の量を減少させてもよい。凝縮装置の凝縮性能を向上させることによって、水蒸気の凝縮量が増大し、ガスに含まれる放射性ヨウ素が水蒸気の凝縮によって生成される凝縮水に回収される放射性ヨウ素の量が増大する。このため、酸化銅が充填された水素酸化装置に供給される放射性ヨウ素の量が減少する。
【実施例１】
【００２６】
本発明の好適な一実施例である実施例１の原子炉格納容器の水素処理装置を、図１を用いて説明する。
【００２７】
沸騰水型原子力プラント１は、原子炉格納容器３内に原子炉２を設置している。タービン（図示せず）に接続された主蒸気配管４が原子炉２に接続されている。主蒸気配管４は原子炉格納容器３を貫通し、隔離弁５，６が原子炉格納容器３の内外で主蒸気配管４に設置されている。原子炉格納容器３は、気密性を有し、原子炉２から、万が一、放射性物質が漏洩しても外部の環境にこの放射性物質が漏洩することを防止する機能を有する。
【００２８】
水素処理装置１０は、ブロア１１、凝縮装置１２、水素酸化装置１３、放射線測定装置２７及び酸素供給装置１６を備えている。ブロア１１及び凝縮装置１２は、原子炉格納容器３に接続される配管１７に設置され、配管１７は切替え弁２３に接続される。切替え弁２３に接続された配管１８は水素酸化装置１３の入口に接続される。触媒である酸化銅１４が水素酸化装置１３内に充填されている。加熱器１５が水素酸化装置１３を取り囲んで水素酸化装置１３に設けられる。水素酸化装置１３の出口に接続された配管１９は切替え弁２４に接続される。切替え弁２４に接続された配管２０は原子炉格納容器３に接続される。配管１７，１８，１９及び２０は、原子炉格納容器３内のガスを循環させる、水素処理装置１０の循環配管を構成する。
【００２９】
酸素供給装置１６が切替え弁２３と切替え弁２４を接続する配管２１に接続され、酸素能度計２６が配管２１に設置される。
【００３０】
水素濃度計２５が配管１９に設けられ、放射線測定装置２７が水素酸化装置１３の周囲に設置される。水素濃度計２５及び放射線測定装置２７が制御装置２８に接続される。
【００３１】
沸騰水型原子力プラントの通常運転時においては、原子炉２内で発生した水蒸気が主蒸気配管４を通してタービンに供給される。このとき、隔離弁５，６は開いている。タービンは、水蒸気によって駆動され、連結されている発電機（図示せず）を回転させる。この発電機によって発電が行われる。原子炉格納容器３内は窒素ガス雰囲気になっている。
【００３２】
例えば、原子炉格納容器３内で主蒸気配管４が破断して冷却材喪失事故が発生したとする。原子炉２内の高温高圧の冷却水が、主蒸気配管４の破断口から原子炉格納容器３内に高温の水蒸気になって排出される。この水蒸気は、原子炉格納容器３内のウェットウエル（図示せず）内に形成された圧力抑制プール（図示せず）のプール水中に放出されて凝縮される。この水蒸気の凝縮によって原子炉格納容器３内の圧力上昇が抑制される。
【００３３】
冷却材喪失事故が発生したとき、ブロア１１が駆動され、加熱器１５によって水素酸化装置１３内の酸化銅１４が加熱される。加熱装置１５は、酸化銅１４の温度が２５０℃になるように加熱量を制御する。
【００３４】
冷却材喪失事故時に原子炉格納容器３内に放出される水蒸気は、原子炉２内で冷却水の放射線分解で発生した水素及び酸素を含んでいる。原子炉格納容器３内の水素、酸素及び水蒸気を含むガスが、ブロア１１の駆動によって配管１７内に流入し、凝縮装置１２内に導かれる。水蒸気は、凝縮装置１２で凝縮されてガスから除去される。水蒸気の凝縮によって発生した水は、配管２２を通して原子炉格納容器３内の圧力抑制プールに排出される。
【００３５】
冷却材喪失事故の発生信号を入力した制御装置２８は、切替え弁２３，２４を制御し、切替え弁２３によって配管１７を配管１８に連絡させ、切替え弁２４によって配管１９を配管２０に連絡させる。このとき、配管２１の配管１７及び１８への連絡は切替え弁２３によって阻止されている。配管２１の配管１９及び２０への連絡は切替え弁２４によって阻止されている。
【００３６】
凝縮装置１２から排出されて水素及び酸素を含むガスは、配管１８を通って水素酸化装置１３内に供給される。水素酸化装置１３に供給されたガスに含まれた水素は、触媒である酸化銅１４の作用によって、そのガスに含まれた酸素と反応して酸化され、水になる。水素酸化装置１３に供給されるガスに含まれる水素濃度がそのガスに含まれる酸素濃度に比べて多いときには、水素は酸化銅１４に含まれた酸素と反応して酸化され、水になる。酸化銅１４は、加熱装置１５によって、水素と酸化銅の反応に適した温度である２５０℃に調整されている。水素酸化装置１３内は２５０℃の高温状態になっているので、水素酸化装置１３内で水素の酸化反応により生成された水は、水蒸気の状態になる。
【００３７】
水素酸化装置１３内での水素の酸化反応により水素濃度及び酸素濃度が低下し、反応で生成された水蒸気を含むガスが、水素酸化装置１３から排出され、配管１９，２０を通って原子炉格納容器３内に戻される。原子炉格納容器３内のガスが、水素処理装置１０の循環配管内を循環することによって水素酸化装置１３で水素及び酸素が処理されるので、原子炉格納容器３内のガスに含まれた水素及び酸素のそれぞれの濃度が減少する。
【００３８】
水素酸化装置１３内の酸化銅１４の大半が銅に還元され、酸化銅１４による水素処理能力が低下した場合には、酸素供給装置１６より酸素を水素酸化装置１３内に供給する。水素酸化装置１３内への酸素の供給は、以下のように行われる。
【００３９】
水素酸化装置１３内に供給されるガスに放射性ヨウ素が含まれているとき、水素酸化装置１３内の酸化銅１４はその放射性ヨウ素と反応してヨウ化銅になる。生成されたヨウ化銅から放射線が放出される。放射線測定装置２７がヨウ化銅から放出される放射線を測定する。放射線測定装置２７で測定された線量（線量測定値）は、制御装置２８に入力される。水素酸化装置１３から配管１９に排出されたガスに含まれる水素の濃度は、水素濃度計２５によって測定される。水素濃度計２５で測定された水素濃度測定値も、制御装置２８に入力される。酸化銅１４のヨウ化銅化及び酸化銅１４の銅化によって酸化銅１４による水素処理能力が低下したとき、水素酸化装置１３から配管１９に排出されたガスの水素濃度が増大する。酸化銅１４の水素処理能力の低下は、水素濃度計２５で測定された水素濃度測定値に基づいて判断することができる。
【００４０】
制御装置２８は、放射線測定装置２７から入力した線量測定値が線量設定値以下で、水素濃度計２５から入力した水素濃度測定値が水素濃度設定値よりも高いとき、酸化銅１４の銅化により酸化銅１４の水素処理能力が低下したと判定する。このとき、制御装置２８は、図２に示すように、切替え弁２３を切り替えて配管２１と配管１８を連絡し、配管１７と配管１８の連絡を封鎖し、さらに、切替え弁２４を切り替えて配管２１と配管１９を連絡し、配管１９と配管２０の連絡を封鎖する。同時に、制御装置２８は、ブロア１１を停止する。制御装置２８は、切替え弁２３，２４の切替えが完了した後、酸素供給装置１６から配管２１への酸素の供給を開始させる。
【００４１】
酸素供給装置１６から配管２１内に供給された酸素は、切替え弁２３及び配管１８を通って水素酸化装置１３内に供給される。酸素が供給された水素酸化装置１３内で（２）式の反応が生じ、銅が酸化銅に再生される。水素酸化装置１３から排出されて切替え弁２４を通って配管２１に戻される酸素の濃度が、酸素濃度計２６によって測定される。酸素濃度計２６によって測定された酸素濃度測定値を制御装置２８で監視しながら、酸素供給装置１６から配管２１内にへの酸素の供給を制御する。酸素の供給によって水素酸化装置１３内の銅が全て酸化銅に再生されたとき、水素酸化装置１３から切替え弁２４を通って配管２１に戻される酸素の濃度が上昇する。酸素濃度計２６で測定した酸素濃度測定値が酸素濃度設定値よりも高くなったとき、制御装置２８は、酸素供給装置１６から配管２１への酸素の供給を停止し、切替え弁２３，２４を切り替える。
【００４２】
これらの切替え弁の切替え操作によって、配管１７が切替え弁２３を介して配管１８に連絡され、配管１９が切替え弁２４を介して配管２０に連絡される。配管２１は配管１８及び１９から切り離される。制御装置２８は、ブロア１１の駆動を再開させる。原子炉格納容器３内の水素、酸素及び水蒸気を含むガスが凝縮装置１２に供給され、水蒸気が除かれて水素及び酸素を含むガスが、水素酸化装置１３に供給される。水素酸化装置１３内の酸化銅１４によって水素の酸化処理が再開される。
【００４３】
制御装置２８は、放射線測定装置２７から入力した線量測定値が第１線量設定値を超えたとき、酸化銅１４のヨウ化銅化により酸化銅１４の水素処理能力が低下したと判定する。この判定が成されたとき、制御装置２８は、ブロア１１の回転速度を減少させる。このため、原子炉格納容器３から配管１７内に流入するガスの流量が減少し、水素酸化装置１３に供給される水素及び酸素を含むガスの量も減少する。結果的に、水素酸化装置１３に供給されるガスに含まれる放射性ヨウ素の量が著しく少なくなり、酸化銅１４がヨウ化銅になる割合が低減される。酸化銅１４による水素の酸化処理量も少なくなる。
【００４４】
放射性ヨウ素の半減期の作用によって生成されたヨウ化銅に含まれた放射性ヨウ素が壊変することによって、そのヨウ化銅は銅になる。水素酸化装置１３内のヨウ化銅の線量が低下したことは、放射線測定装置２７で測定した線量測定値が低下したことによって知ることができる。制御装置２８は、放射線測定装置２７から入力した線量測定値が第１線量設定値よりも低い第２線量設定値以下になったとき、水素酸化装置１３内のヨウ化銅の線量が低下したと判定する。この判定を行ったとき、制御装置２８は、ブロア１１を停止し、切替え弁２３，２４を操作して配管２１と配管１８を、配管２１と配管１９をそれぞれ連絡させる。その後、酸素供給装置１６からの酸素を水素酸化装置１３に供給して、前述したように、銅を酸化銅１４に再生する。酸素濃度計２６で測定した酸素濃度測定値が酸素濃度設定値よりも高くなったとき、制御装置２８は、酸素供給装置１６から配管２１への酸素の供給を停止し、切替え弁２３，２４を元の状態に切り替え、ブロア１１を駆動する。水素酸化装置１３内では、酸化銅１４による水素の酸化処理が再開される。
【００４５】
本実施例では、放射線測定装置２７を設けているので、放射性ヨウ素の水素酸化装置１３への流入によって酸化銅１４がヨウ化銅化されて水素酸化装置１３の水素処理能力が低下したことを知ることができる。放射線測定装置２７の線量測定値に基づいて水素酸化装置１３に供給するガスの量を減少させて水素酸化装置１３内のヨウ化銅を金属銅にし、この金属銅を酸化銅１４に再生するので、放射性ヨウ素によって水素処理能力が低下した水素酸化装置１３の水素処理能力を向上させることができる。
【００４６】
本実施例によれば、水素酸化装置１３に供給するガスに含まれる水蒸気を予め凝縮装置１２で凝縮させて除去するので、水素酸化装置１３に供給される水蒸気の量が著しく減少する。水素酸化装置１３に供給される水蒸気の量の減少は、酸化銅１４による水素の処理効率を向上させる。
【００４７】
酸化銅１４に含まれている酸素を利用した水素の酸化処理によって、酸化銅１４が金属銅になった場合でも、水素酸化装置１３内に酸素を供給してその金属銅を酸化銅１４に再生することができる。このため、酸化銅１４に含まれた酸素が水素の酸化処理に利用された場合でも、再生により水素酸化装置１３の水素処理能力を向上させることができる。
【００４８】
放射線測定装置２７で測定された線量測定値及び水素濃度計２５で測定された水素濃度測定値は、操作盤（図示せず）の表示装置に表示される。このため、オペレータは、この表示装置を見ることによって水素酸化装置１３内の酸化銅１４の状態、すなわち、水素酸化装置１３の水素処理能力を把握することができる。
【００４９】
水素酸化装置１３に供給するガスの量の減少は、ブロア１１の回転速度を低減する替りに、ブロア１１の出口側で配管１７に流量調節弁を設け、この流量調節弁の開度を減少させることによって行ってもよい。
【００５０】
オペレータが、表示装置に表示された線量測定値及び水素濃度測定値に基づいて、制御装置２８で実行される各制御を手動で行ってもよい。
【００５１】
上記した実施例では、放射線測定装置２７から入力した線量測定値が第１線量設定値を超えたとき、制御装置２８がブロア１１の回転速度を減少させたが、制御装置２８によってブロア１１の駆動を停止してもよい。水素酸化装置１３への放射性ヨウ素を含むガスの供給が停止されるので、水素酸化装置１３で新たにヨウ化銅が生成されることはなく、ブロア１１の停止中に既に生成されているヨウ化銅の全てを金属銅に変えることができる。その後、前述したように、酸素を水素酸化装置１３内に供給してその金属銅を酸化銅１４に再生する。ブロア１１の停止によって、水素酸化装置１３内の全てのヨウ化銅を酸化銅１４に再生することがより短時間に行うことができる。
【００５２】
水素酸化装置１３に供給するガスの量の減少は、ブロア１１の回転速度を低減する替りに、ブロア１１の出口側で配管１７に流量調節弁を設け、この流量調節弁の開度を減少させることによって行ってもよい。
【実施例２】
【００５３】
本発明の他の実施例である実施例２の原子炉格納容器の水素処理装置を、図３を用いて説明する。本実施例の水素処理装置１０Ａは、放射線測定装置２７で測定した線量測定値が線量設定値を超えたとき、ブロア１１の回転速度を低減する（またはブロア１１を停止する）のに対し、ポンプ３２の速度を低減して凝縮装置１２に供給する冷却水の量を減少させる構成を有する。
【００５４】
冷却材喪失事故の発生信号を入力した制御装置２８は、実施例１と同様に、切替え弁２３，２４を操作して配管１７と配管１８を、配管１９と配管２０をそれぞれ連絡させ、ブロア１１を駆動する。冷却材喪失事故時に例えば主蒸気配管４の破断箇所から原子炉格納容器３内に噴出した、水素、酸素及び水蒸気を含むガスが、配管１７内に流入する。水素処理装置１０Ａは、実施例１の水素処理装置１０と同様に、凝縮装置１２で水蒸気を凝縮し、水素酸化装置１３で酸化銅１４の作用により水素を酸化させ、水蒸気を生成する。
【００５５】
冷却水が、ポンプ３２の駆動によって冷却水供給管３１を通して凝縮装置１２に設けられた伝熱管３０内に供給される。配管１７により凝縮装置１２内に供給された水蒸気は、伝熱管３０内を流れる冷却水によって冷却されて凝縮される。このような水蒸気を凝縮させる仕組みは、実施例１における凝縮装置１２も備えている。
【００５６】
水素酸化装置１３への酸素の供給による酸化銅への再生処理も、実施例１と同様に、本実施例でも実施される。
【００５７】
放射線測定装置２７で測定した線量測定値が線量設定値を超えたとき、その線量測定値を入力した制御装置２８は、ポンプ３２の回転速度を増加させる。このため、伝熱管３０内に供給される冷却水量が増大し、凝縮装置１２に供給された水蒸気の凝縮量が増加する。このため、凝縮装置１２内で水蒸気の凝縮により生成された凝縮水に回収される、水蒸気に含まれる放射性ヨウ素の量が増加する。この結果、水素酸化装置１３に供給されるガスに含まれる放射性ヨウ素の量が著しく少なくなる。本実施例では、制御装置２８は、放射線測定装置２７で測定した線量測定値が線量設定値を超えたときに、ブロア１１の回転速度を減少させる制御（またはブロア１１を停止する制御）を行わない。
【００５８】
本実施例は、凝縮装置１２に供給する冷却水の流量を増大させて水蒸気の凝縮量を増大させるので、水素酸化装置１３に供給される放射性ヨウ素の量を著しく少なくできる。水素酸化装置１３内に充填された酸化銅１４のヨウ化銅化が著しく少なくなるので、酸化銅１４の水素処理能力を向上させることができる。本実施例は、実施例１で生じる各効果も得ることができる。
【００５９】
実施例１及び２の原子炉格納容器の水素処理装置は、加圧水型原子力プラントの原子炉格納容器にも適用することができる。
【産業上の利用可能性】
【００６０】
本発明は、沸騰水型原子力プラント及び加圧水型原子力プラントに適用することができる。
【符号の説明】
【００６１】
１…沸騰水型原子力プラント、２…原子炉、３…原子炉格納容器、４…主蒸気配管、１０，１０Ａ…水素処理装置、１１…ブロア、１２…凝縮装置、１３…水素酸化装置、１４…酸化銅、１５…加熱装置、１６…酸素供給装置、２３，２４…切替え弁、２５…水素濃度計、２７…放射線測定装置、２８…制御装置、３０…伝熱管、３１…冷却水供給管、３２…ポンプ。
【図１】
2011012973.tif 000003
【図２】
2011012973.tif 000004
【図３】
2011012973.tif 000005