(57)【要約】【課題】本発明は、全電源喪失状態であっても原子炉格納容器内のガスを安全に放出することができる放射性ヨウ素除去装置を提供する。【解決手段】本発明の放射性ヨウ素除去装置１は、原子力発電プラントにおける原子炉格納容器のベントラインを通じて排出されるガスの流通経路途中に配置され、このガスに含まれる放射性の単体ヨウ素及び有機ヨウ素を吸着する放射性ヨウ素吸着材５ａと、この放射性ヨウ素吸着材５ａを、化学反応熱を熱源として加熱するヒータ（発熱材封入管６）と、を備えることを特徴とする。【選択図】図２
2015141104.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉格納容器からの排出ガスの流通経路途中に配置される放射性ヨウ素吸着材と、
前記放射性ヨウ素吸着材を、化学反応熱、太陽熱及び地熱のうちの少なくともいずれか一つを熱源として加熱するヒータと、
を備えることを特徴とする放射性ヨウ素除去装置。
【請求項２】
原子炉格納容器からの排出ガスの流通経路途中に配置される放射性ヨウ素吸着材と、
前記放射性ヨウ素吸着材の上流側で前記排出ガスを、化学反応熱、太陽熱及び地熱のうちの少なくともいずれか一つを熱源として加熱するヒータと、
を備えることを特徴とする放射性ヨウ素除去装置。
【請求項３】
原子炉格納容器からの排出ガスの流通経路途中に配置される放射性ヨウ素吸着材と、
前記放射性ヨウ素吸着材を加熱する伝熱管と、
を備え、
前記伝熱管の一端側には前記原子炉格納容器からの前記排出ガスを熱媒体として供給し、前記伝熱管の他端側から排出される前記排出ガスを、前記伝熱管で加熱された前記放射性ヨウ素吸着材に流通させることを特徴とするヨウ素除去装置。
【請求項４】
請求項１又は請求項２に記載のヨウ素除去装置において、
前記放射性ヨウ素吸着材は、銀含有組成物であり、
前記化学反応熱は、酸化熱、溶解熱、混合熱又は中和熱であることを特徴とするヨウ素除去装置。
【請求項５】
請求項４に記載のヨウ素除去装置において、
前記化学反応熱は、所定の化合物に水を添加した際の混合熱であることを特徴とするヨウ素除去装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、ガス中に含まれる放射性ヨウ素を除去する放射性ヨウ素除去装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
従来、原子炉格納容器から排出されるガスに含まれる放射性ヨウ素の除去装置（放射性ヨウ素除去装置）としては、銀含有の放射性ヨウ素吸着材を使用したものが知られている（例えば、特許文献１及び特許文献２参照）。これらの放射性ヨウ素除去装置においては、放射性ヨウ素吸着材自体の温度を昇温し、或いは放射性ヨウ素除去装置に供給するガスの温度を昇温させる構成となっている。これにより従来の放射性ヨウ素除去装置では、放射性ヨウ素吸着材の温度を最適吸着温度に設定するとともに、吸着効率を低下させる湿り蒸気を乾き蒸気とすることによってガス中の放射性ヨウ素の除去に万全を期している。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００３】
【特許文献１】米国特許第４０８８７３７号明細書
【特許文献２】特開２００４−１２３６４号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００４】
ところで、大規模地震やそれに伴う津波等の災害が複合的に発生した場合に、原子力発電プラントは不測に全電源喪失状態（Station Black Out:ＳＢＯ）になり得ることを既に経験している。このような全電源喪失状態に至ると放射性ヨウ素吸着材やこれに供給するガスを昇温させるためのヒータ電源を確保することも困難になる。また、全電源喪失状態のまま原子炉格納容器内の圧力調整のために原子炉格納容器内のガスの放出を余儀なくされる場合がある。このような場合であっても原子炉格納容器内のガスを安全に放出する必要がある。
【０００５】
そこで、本発明の課題は、全電源喪失状態であっても原子炉格納容器内のガスを安全に放出することができる放射性ヨウ素除去装置を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【０００６】
前記課題を解決する本発明の放射性ヨウ素除去装置は、電力を使用せずに、いわゆる無電源ヒータで放射性ヨウ素吸着材を昇温し、或いは放射性ヨウ素吸着材に供給するガスを昇温する構成となっている。
すなわち、本発明の放射性ヨウ素除去装置は、原子炉格納容器からの排出ガスの流通経路途中に配置される放射性ヨウ素吸着材と、前記放射性ヨウ素吸着材を、化学反応熱、太陽熱及び地熱のうちの少なくともいずれか一つを熱源として加熱するヒータと、を備えることを特徴とする。
また、本発明の放射性ヨウ素除去装置は、原子炉格納容器からの排出ガスの流通経路途中に配置される放射性ヨウ素吸着材と、前記放射性ヨウ素吸着材の上流側で前記排出ガスを、化学反応熱、太陽熱及び地熱のうちの少なくともいずれか一つを熱源として加熱するヒータと、を備えることを特徴とする。
また、本発明の放射性ヨウ素除去装置は、原子炉格納容器からの排出ガスの流通経路途中に配置される放射性ヨウ素吸着材と、前記放射性ヨウ素吸着材を加熱する伝熱管と、を備え、前記伝熱管の一端側には前記原子炉格納容器からの前記排出ガスを熱媒体として供給し、前記伝熱管の他端側から排出される前記排出ガスを、前記伝熱管で加熱された前記放射性ヨウ素吸着材に流通させることを特徴とする。
【発明の効果】
【０００７】
本発明によれば、全電源喪失状態であっても原子炉格納容器内のガスを安全に放出することができる放射性ヨウ素除去装置を提供することができる。
【図面の簡単な説明】
【０００８】
【図１】本発明の実施形態に係る放射性ヨウ素除去装置を備える原子力発電プラントの構成説明図である。
【図２】（ａ）は、本発明の実施形態（第１実施形態）に係る放射性ヨウ素除去装置の本体部の構成説明図であり、（ｂ）は、（ａ）のII−II断面図である。
【図３】（ａ）は、本発明の他の実施形態（第２実施形態）に係る放射性ヨウ素除去装置の本体部の構成説明図であり、（ｂ）は、（ａ）のIII−III断面図である。
【図４】本発明の他の実施形態（第３実施形態）に係る放射性ヨウ素除去装置を備える原子力発電プラントの部分構成説明図である。
【発明を実施するための形態】
【０００９】
以下、本発明の実施形態について詳細に説明する。
（第１実施形態）
図１は、本実施形態に係る放射性ヨウ素除去装置を備える原子力発電プラントの構成説明図である。まず原子力発電プラントの全体構成について説明した後に放射性ヨウ素除去装置について説明する。
【００１０】
＜原子力発電プラント＞
図１に示すように、原子力発電プラント１００は、原子炉圧力容器１１を収容した原子炉格納容器１０と、放射性ヨウ素除去装置１と、スクラバ装置２０と、排気塔３０と、を備えている。
【００１１】
原子炉圧力容器１１は、原子炉（図示省略）を内包している。この原子炉圧力容器１１には、図示しないが原子炉を冷却する冷却水を供給する冷却水供給系統や、生成した蒸気をタービンに供給する主蒸気配管等が接続されている。
【００１２】
原子炉格納容器１０は、気密性を持って原子炉圧力容器１１を包囲しており、原子炉圧力容器１１を格納するドライウェル１２と、圧力抑制プール１４を含むウェットウェル１３とを有している。
ドライウェル１２とウェットウェル１３とは複数の接続管１５で接続されている。
ウェットウェル１３は、圧力抑制プール１４の液面の上側に気相部１４ａを有している。ドライウェル１２側から延びる接続管１５は、ウェットウェル１３の内側にまで延在し、その先端は圧力抑制プール１４に浸水している。
【００１３】
圧力抑制プール１４は、不測にドライウェル１２内で高温の蒸気が発生した場合に、この蒸気を、接続管１５を介して圧力抑制プール１４に導くことで冷却し、原子炉格納容器１０内での圧力上昇を抑制する。
このような原子炉格納容器１０の周囲は、さらに建屋１６によって包囲されている。
【００１４】
原子炉格納容器１０のドライウェル１２には、ドライウェルベントラインを形成する配管Ｐ１が接続され、ウェットウェル１３には、ウェットウェルベントラインを形成する配管Ｐ２が接続されている。配管Ｐ１は、ドライウェル１２からの排気ガスを流通させ、配管Ｐ２は、ウェットウェル１３の気相部１４ａからの排気ガスを流通させる。配管Ｐ１の延在途中には遮断弁Ｖ１が配置され、配管Ｐ２の延在途中には遮断弁Ｖ２が配置される。
これらの配管Ｐ１，Ｐ２のそれぞれは、配管Ｐ３の一端側に接続されて合流する。この配管Ｐ３の他端側は、放射性ヨウ素除去装置１の本体部２に接続される。
【００１５】
通常時における遮断弁Ｖ１，Ｖ２は、原子炉格納容器１０の気密性を保持するために閉じられている。そして、例えば原子炉格納容器１０内の圧力調整のために遮断弁Ｖ２を開放すると、ドライウェル１２内のガスは、接続管１５、ウェットウェル１３の圧力抑制プール１４及び気相部１４ａ、並びに配管Ｐ２，Ｐ３を介して放射性ヨウ素除去装置１に供給される。また、遮断弁Ｖ１の開放に応じて、ドライウェル１２内のガスは、配管Ｐ１，Ｐ３を介して放射性ヨウ素除去装置１に供給される。ちなみに、原子炉格納容器１０内の冷却のために、不測にドライウェル１２内の底部に注水を行った場合には、ドライウェル１２内のガスは、主に配管Ｐ１，Ｐ３を介して放射性ヨウ素除去装置１に供給される。
【００１６】
放射性ヨウ素除去装置１は、原子炉格納容器１０からの排気ガスに含まれる放射性ヨウ素を除去した後、この排気ガスを、配管Ｐ５を介してスクラバ装置２０のスクラビング容器２１に供給する。この放射性ヨウ素除去装置１については、後に詳しく説明する。
なお、放射性ヨウ素としては、１２９Ｉ、１３１Ｉ等の放射性単体ヨウ素と、これらのヨウ素によるヨウ化メチル等の有機ヨウ素とが挙げられる。
【００１７】
スクラバ装置２０は、スクラビング容器２１と、このスクラビング容器２１にスクラビング用液２２を供給する液供給部２３と、スクラビング容器２１内のスクラビング用液２２に不活性ガスを供給するガス供給部２４と、を備えている。
【００１８】
スクラビング容器２１内には、前記のとおりスクラビング用液２２が貯留される。このスクラビング用液２２としては、例えば所定のｐＨに調整された水を使用することができる。このスクラビング用液２２は、液供給部２３から配管Ｐ７を介してスクラビング容器２１に供給される。符号Ｖ７は配管Ｐ７の延在途中に設けられた遮断弁である。この遮断弁Ｖ７を開放することで、スクラビング用液２２はスクラビング容器２１に供給される。なお、図示しないが、配管Ｐ７の延在途中には送液ポンプを設けることもできる。
【００１９】
スクラビング容器２１内のスクラビング用液２２には、前記のとおり不活性ガスが供給される。不活性ガスは、ガス供給部２４から配管Ｐ８を介してスクラビング容器２１内に供給される。配管Ｐ８の延在途中には、遮断弁Ｖ８及び送気ポンプ２５が設けられている。不活性ガスは、原子炉格納容器１０からの排気ガスに不測に水素ガスが含まれている場合に、これを燃焼限界未満に希釈するものである。この不活性ガスとしては、例えば窒素ガス、アルゴンガス等が挙げられる。
【００２０】
放射性ヨウ素除去装置１から配管Ｐ５を介して送り込まれる排気ガスは、この配管Ｐ５に接続されてスクラビング容器２１内で延在するスパージャ（多孔分散管）２１ａから気泡となって放出される。
そして、スクラビング容器２１内でスクラビング用液２２と接触した排気ガスは、これに含まれる放射性ヨウ素以外の放射性物質等が除去される。その後、この排気ガスは、配管Ｐ６を介して排気塔３０から大気中に放出される。
【００２１】
＜放射性ヨウ素除去装置＞
放射性ヨウ素除去装置１は、図１に示すように、放射性ヨウ素除去装置１の本体部２と、この本体部２に水を供給する水供給部３と、を備えている。水供給部３は、次に説明する本体部２の発熱材封入管６（図２（ａ）及び図２（ｂ）参照）内の発熱材６ａ（図２（ａ）及び図２（ｂ）参照）に水を供給するものである。
【００２２】
本実施形態での水供給部３は、水を貯留するタンクで構成されている。この水供給部３は、配管Ｐ４を介して本体部２と接続されている。配管Ｐ４の延在途中には、遮断弁Ｖ４が設けられている。この水供給部３は、本体部２よりも鉛直方向に高い位置に配置されている。そのため、遮断弁Ｖ４を開放することにより水供給部３（タンク）内の水は、重力により配管Ｐ４を介して本体部２の発熱材封入管６（図２（ａ）及び図２（ｂ）参照）内に流下するようになっている。
【００２３】
図２（ａ）は、本実施形態に係る放射性ヨウ素除去装置の本体部の構成説明図であり、図２（ｂ）は、図２（ａ）のII−II断面図である。
図２（ａ）に示すように、放射性ヨウ素除去装置１の本体部２は、筐体４と、この筐体４内で放射性ヨウ素吸着材５ａの充填室５を区画する一対の通気性板体７と、充填室５内に複数配置される発熱材封入管６と、を有して構成されている。
【００２４】
筐体４は、その外形が略直方体形状を呈しており、長手方向で対向し合う一面側に配管Ｐ３が図示しない管台を介して接続され、他面側に配管Ｐ５が図示しない管台を介して接続されている。つまり、筐体４内では、配管Ｐ３が接続される側から配管Ｐ５が接続される側に向かって原子炉格納容器１０（図１参照）からの排出ガスが流通するようになっている。
【００２５】
一対の通気性板体７のうちの一方は、配管Ｐ３が接続される筐体４の一面側との間に隙間４ａを形成するように配置され、他方は、配管Ｐ５が接続される筐体４の他面側との間に隙間４ｂを形成するように配置されている。そして、これら一対の通気性板体７は、前記のように、相互に対向し合う側に充填室５を区画している。
なお、図示しないが、隙間４ａには、配管Ｐ３を介して筐体４に流入する原子炉格納容器１０（図１参照）からの排出ガスを加熱するための電気ヒータが配置されている。この電気ヒータは、全電源喪失状態の原子力発電プラント１００（図１参照）においては機能しないが、それ以外の場合であって、電気ヒータに通電される場合においては、放射性ヨウ素吸着材５ａに供給される排出ガスを昇温する。これにより放射性ヨウ素除去装置１では、放射性ヨウ素吸着材５ａの温度が最適吸着温度に設定されると共に、ヨウ素の吸着効率を低下させる湿り蒸気は過熱されて乾き度を高める。その結果、放射性ヨウ素除去装置１は、効率よく排気ガス中の放射性ヨウ素を除去することができる。
【００２６】
通気性板体７としては、耐熱材料からなる板体に多数の通気孔を形成したもの、耐熱材料からなるメッシュ材等が挙げられる。通気性板体７の材料としては、金属、セラミック、樹脂等が挙げられるが、中でも金属が望ましい。
【００２７】
放射性ヨウ素吸着材５ａとしては、単体ヨウ素及び有機ヨウ素を吸着するものであれば特に制限はないが、銀含有組成物が望ましい。
銀含有組成物としては、例えば、担体に銀又はその塩を担持させたもの、担体に含まれる水素原子又は金属原子を銀に置換したもの（イオン交換したもの）等が挙げられる。本実施形態での銀含有組成物は、粒子状のものを想定しており、その平均粒径は特に制限はないが、ＪＩＳＺ８９０１：２００６「試験用粉体及び試験用粒子」に準拠した測定法による測定値で、１００μｍ〜５ｍｍのものが望ましい。
【００２８】
本実施形態での担体としては、例えば、ゼオライト等の粘土鉱物の粒子、シリカ、アルミナ、チタニア等の金属酸化物の粒子などが挙げられる。
しかしながら、本発明での放射性ヨウ素吸着材５ａは、粒子状のものに限定されずに、充填室５に収まる形状の多孔性ブロック体とすることもできる。ちなみに、この多孔性ブロック体で形成される放射性ヨウ素吸着材５ａとしては、例えば粘土鉱物からなる多孔性ブロック体の細孔に銀又はその塩が臨むように含ませたものが挙げられる。
【００２９】
このような放射性ヨウ素吸着材５ａには、配管Ｐ３が接続される側から配管Ｐ５が接続される側に向かって原子炉格納容器１０（図１参照）からの排出ガスが流通する。つまり、放射性ヨウ素吸着材５ａは、特許請求の範囲に規定するように、原子炉格納容器１０からの排出ガスの流通経路途中に配置されている。
【００３０】
この充填室５内には、この充填室５内に充填される放射性ヨウ素吸着材５ａを加熱するヒータとしての発熱材封入管６が複数配置されている。発熱材封入管６は、充填室５内で上下方向（鉛直方向）に延在するように配置されている。発熱材封入管６の上下端部はそれぞれ封止されており、上端部には配管Ｐ４から分岐した分岐配管Ｐ４１が接続されている。また、図示しないが、発熱材封入管６の上端部には、水が発熱材封入管６内に浸入する際のエア抜き管が接続され、エア抜き管の一端側は、発熱材封入管６内に臨み、他端側は、筐体４の外部に臨んでいる。
【００３１】
発熱材封入管６は、図２（ｂ）に示すように、円管状を呈しており、筐体４の幅方向Ｄに充填室５を横切るように等間隔に複数配置されて「発熱材封入管６の列」を形成している。また、充填室５内では、配管Ｐ３（図２（ａ）参照）側から配管Ｐ５（図２（ａ）参照）側に向けて、つまり原子炉格納容器１０（図１参照）からの排出ガスの上流側から下流側に向けて、「発熱材封入管６の列」が等間隔に複数列配置されている。そして、上流側から下流側に向けて「発熱材封入管６の列」に列数（列番号）を規定した場合に、奇数列を形成する発熱材封入管６同士の隙間に、偶数列を形成する各発熱材封入管６が臨むように配置される。つまり、各発熱材封入管６は、いわゆる千鳥の並びを形成するように充填室５内に配置されている。
【００３２】
発熱材６ａとしては、水と接触することで発熱し、後記する温度範囲で放射性ヨウ素吸着材５ａを加熱することができるものが選択される。この発熱材６ａとしては、固体、液体及び気体のいずれのものをも使用することができるが、固体又は液体のものが望ましい。
【００３３】
本実施形態での発熱材６ａとしては、酸化カルシウムを想定しているが、本発明における前記の無電源ヒータを構成することができるものであれば特に制限はない。よって、後記する広義の化学反応熱のうち、水との混合熱又は溶解熱を発生させる化合物としてこの発熱材６ａを例示すれば、例えば塩化カルシウム、硫酸カルシウム、三塩化鉄（塩化第二鉄）等の金属塩、硫酸等の酸、水酸化カルシウム等の塩基などが挙げられる。
なお、図２（ｂ）中、符号７は通気性板体である。
【００３４】
次に、このような放射性ヨウ素除去装置１の作用効果について説明する。
ここでは原子力発電プラント１００（図１参照）の運転時には極めて稀な状況ではあるが、原子力発電プラント１００が不測に全電源喪失状態（Station Black Out:ＳＢＯ）になると共に、原子炉格納容器１０（図１参照）内の圧力調整のために原子炉格納容器１０内のガスの放出を余儀なくされた場合を想定して放射性ヨウ素除去装置１（図１参照）の作用効果について説明する。
【００３５】
まず、遮断弁Ｖ４（図１参照）が開かれる。この遮断弁Ｖ４の開放は、直接の又は遠隔の手動操作により行う。
これにより水供給部３に貯留された水は、配管Ｐ４（図１参照）を流通する。
【００３６】
図２（ａ）に示すように、配管Ｐ４を流通する水は、配管Ｐ４の下流側で分岐する分岐配管Ｐ４１に分かれて流れる。そして、水は、分岐配管Ｐ４１を介して各発熱材封入管６内に流れ込む。これにより各発熱材封入管６内の発熱材６ａは水と接触して発熱する。ちなみに、発熱材６ａが例えば酸化カルシウムである本実施形態では、発熱量は６３ｋＪ／ｍｏｌとなる。また、発熱材６ａが三塩化鉄である場合には、発熱量は１５１ｋＪ／ｍｏｌとなる。
【００３７】
本実施形態では、前記したように発熱材６ａとして酸化カルシウムを使用することを想定しており、これを使用した放射性ヨウ素吸着材５ａの加熱温度は、１２０〜１８０℃程度に設定されることが望ましい。放射性ヨウ素吸着材５ａの加熱温度の制御は、発熱材封入管６内の発熱材６ａ（発熱化合物）のモル濃度、及び添加する水量を調節することにより行うことができる。
なお、発熱材封入管６内の発熱材６ａ（発熱化合物）のモル濃度の調節は、発熱材６ａ（発熱化合物）に対してシリカビーズ等の充填材を混合することにより行うことができる。
【００３８】
また、発熱材封入管６による放射性ヨウ素吸着材５ａの加熱時間としては、２４時間〜４８時間程度が望ましい。加熱時間の制御は、発熱材封入管６への水の供給速度を調節することにより行うことができる。
【００３９】
また、前記の「発熱材封入管６の列」に列数（列番号）を規定した場合に、予め定めた複数列からなるグループに分けた「発熱材封入管６の列」群ごとに水を供給する時間間隔をあけることで放射性ヨウ素吸着材５ａの加熱時間を制御することができる。この際、上流側に位置する「発熱材封入管６の列」群から、下流側に位置する「発熱材封入管６の列」群へと水の供給タイミングを遅らせることが望ましい。このようなタイミングで水を各発熱材封入管６に供給するには、分岐配管Ｐ４１の延在途中にそれぞれ遮断弁を設けて各遮断弁ごとに開放時期（時刻）を設定するとよい。
【００４０】
以上のような放射性ヨウ素除去装置１によれば、原子力発電プラント１００が全電源喪失状態にたとえ至ったとしても、無電源ヒータである発熱材封入管６によって放射性ヨウ素吸着材５ａの温度を最適吸着温度に設定することができる。また、この放射性ヨウ素除去装置１によれば、放射性ヨウ素吸着材５ａにおける放射性ヨウ素の吸着効率を低下させる湿り蒸気を過熱してその乾き度を高めることができる。その結果、放射性ヨウ素除去装置１は、効率よく排気ガス中の放射性ヨウ素を除去することができ、原子炉格納容器１０からの排気ガスを安全に放出することができる。
【００４１】
（第２実施形態）
次に、本発明の第２実施形態について説明する。
本実施形態の放射性ヨウ素除去装置は、第１実施形態の放射性ヨウ素除去装置１（図１参照）における本体部２（図２参照）のみが相違し、その他の構成は第１実施形態の放射性ヨウ素除去装置１と同じである。ここでは主に本体部２について説明し、その他の構成要素については同じ符号を付してその詳細な説明を省略する。図３（ａ）は、本実施形態に係る放射性ヨウ素除去装置の本体部の構成説明図であり、図３（ｂ）は、図３（ａ）のIII−III断面図である。
【００４２】
図３（ａ）に示すように、本実施形態の放射性ヨウ素除去装置１は、筐体４内で放射性ヨウ素吸着材５ａの充填室５を区画する一対の通気性板体７と、この充填室５の上流側、つまり配管Ｐ３の接続側の筐体４内に、原子炉格納容器１０（図１参照）からの排気ガスを加熱するガス加熱室８が形成されている。
【００４３】
図３（ａ）及び（ｂ）に示すように、ガス加熱室８内には、複数の発熱材封入管６が配置されている。発熱材封入管６は、前記第１実施形態での充填室５に配置される各発熱材封入管６（図２（ｂ）参照）と同様に、いわゆる千鳥の並びを形成するようにガス加熱室８内に配置されている。
充填室５には、前記の第１実施形態と異なって発熱材封入管６は配置されておらず、放射性ヨウ素吸着材５ａのみが充填されている。
つまり、無電源ヒータとしての発熱材封入管６は、放射性ヨウ素吸着材５ａの上流側で原子炉格納容器１０（図１参照）からの排出ガスを加熱する構成となっている。
なお、図３（ａ）中の符号Ｐ４１は、配管Ｐ４から分岐した分岐配管である。図３（ｂ）中、符号Ｄは、筐体４の幅方向である。
【００４４】
次に、このような放射性ヨウ素除去装置１の作用効果について説明する。
まず、遮断弁Ｖ４（図１参照）が、直接の又は遠隔の手動操作により開放される。これにより水供給部３に貯留された水は、配管Ｐ４（図１参照）を流通する。
【００４５】
図３（ａ）に示すように、配管Ｐ４に流通する水は、配管Ｐ４の下流側で分岐する分岐配管Ｐ４１に分かれて流れる。そして、水は、分岐配管Ｐ４１を介して各発熱材封入管６内に流れ込む。これにより各発熱材封入管６内の発熱材６ａは水と接触して発熱する。
【００４６】
以上のような放射性ヨウ素除去装置１によれば、原子力発電プラント１００が全電源喪失状態にたとえ至ったとしても、無電源ヒータである発熱材封入管６によって放射性ヨウ素吸着材５ａに供給される排気ガスがガス加熱室８で加熱される。これにより放射性ヨウ素吸着材５ａにおける放射性ヨウ素の吸着効率を低下させる湿り蒸気を過熱してその乾き度を高めることができる。また、ガス加熱室８で加熱された排気ガスは、前記のように放射性ヨウ素吸着材５ａの温度を最適吸着温度（本実施形態では１２０〜１８０℃）に設定することができる。また、この放射性ヨウ素除去装置１によれば、放射性ヨウ素吸着材５ａにおける放射性ヨウ素の吸着効率を低下させる湿り蒸気を過熱してその乾き度を高めることができる。その結果、放射性ヨウ素除去装置１は、効率よく排気ガス中の放射性ヨウ素を除去することができ、原子炉格納容器１０からの排気ガスを安全に放出することができる。
【００４７】
また、ガス加熱室８内に配置される発熱材封入管６は、千鳥の並びを形成するので、ガス加熱室８を通過する排気ガスは、発熱材封入管６の側壁である伝熱面に効率よく接触する。これにより排気ガスは効率よく加熱され、その結果として下流側の放射性ヨウ素吸着材５ａにおける放射性ヨウ素の吸着効率が一段と向上する。
【００４８】
（第３実施形態）
次に、本発明の第３実施形態について説明する。
本実施形態の放射性ヨウ素除去装置は、無電源ヒータとして、原子炉格納容器からの排気ガスを熱媒体とする伝熱管を使用し、この伝熱管で放射性ヨウ素吸着材の温度を最適吸着温度に設定する構成となっている。なお、本実施形態において前記第１実施形態と同様の構成要素については同一の符号を付してその詳細な説明を省略する。
図４は、本実施形態に係る放射性ヨウ素除去装置を備える原子力発電プラントの部分構成説明図である。なお、図４に示す原子力発電プラント１００では、作図の便宜上、建屋１６（図１参照）の記載を省略している。
【００４９】
図４に示すように、放射性ヨウ素除去装置１は、第１実施形態及び第２実施形態での本体部２（図１、図２参照）と同様に、１対の通気性板体７で筐体４内が区画されて形成される充填室５を有している。
この充填室５には、第１実施形態及び第２実施形態での本体部２と同様の放射性ヨウ素吸着材５ａが充填されている。
【００５０】
本実施形態での放射性ヨウ素除去装置１は、第１実施形態及び第２実施形態での本体部２と異なって、充填室５内の放射性ヨウ素吸着材５ａは、この充填室５内に配置される伝熱管９で加熱されるようになっている。つまり、本実施形態での放射性ヨウ素除去装置１は、第１実施形態及び第２実施形態での本体部２と異なって、水供給部３（図１参照）を有していない。
【００５１】
そして、伝熱管９は、配管Ｐ３の延在途中に配置されている。つまり、伝熱管９の一端側には原子炉格納容器１０からの排出ガスが熱媒体として供給され、伝熱管９の他端側から排出される排出ガスが、伝熱管９で加熱された放射性ヨウ素吸着材５ａを有する充填室５に流通する構成となっている。
なお、図４中、符号１１は、原子炉圧力容器であり、符号Ｐ１は、ドライウェル１２から延出する配管であり、符号Ｖ１は、配管Ｐ１の延在途中に配置される遮断弁であり、符号Ｐ２は、ウェットウェル１３の圧力抑制プール１４上に形成される気相部１４ａから延出する配管であり、符号Ｖ２は、配管Ｐ２の延在途中に配置される遮断弁である。
【００５２】
本実施形態において、原子炉格納容器１０から排出された直後の排気ガスの温度は、２００℃程度のものを想定している。また、放射性ヨウ素吸着材５ａを加熱する伝熱管９の温度は、前記した放射性ヨウ素吸着材５ａにおけるヨウ素の最適吸着温度に合わせて１２０〜１８０℃に設定されることが望ましい。
【００５３】
以上のような放射性ヨウ素除去装置１によれば、原子力発電プラント１００が全電源喪失状態にたとえ至ったとしても、無電源ヒータである伝熱管９によって放射性ヨウ素吸着材５ａが最適吸着温度となるように加熱される。これにより放射性ヨウ素除去装置１は、効率よく排気ガス中の放射性ヨウ素を除去することができる。その結果、放射性ヨウ素除去装置１は、全電源喪失状態にたとえ至ったとしても、効率よく排気ガス中の放射性ヨウ素を除去することができ、原子炉格納容器１０からの排気ガスを安全に放出することができる。
【００５４】
以上、本発明の実施形態について説明したが、本発明は前記実施形態に限定されず、種々の形態で実施することができる。
前記実施形態では、無電源ヒータとして溶解熱又は混合熱を熱源とする発熱材封入管６について説明したが、本発明は無電源ヒータとして、酸化熱、中和熱等の他の化学反応熱を熱源とする発熱材封入管６を使用することもできる。酸化熱としては、例えば鉄粉の酸化熱が挙げられ、中和熱としては強酸と強塩基との中和熱が挙げられる。
また、無電源ヒータとしては、太陽熱又は地熱を所定の熱媒体に蓄熱しておき、これらを熱源とするものが挙げられる。
【００５５】
また、本発明は、第１実施形態における発熱材封入管６を配置した充填室５、第２実施形態における発熱材封入管６を配置したガス加熱室８、第３実施形態における伝熱管９を適宜組み合わせた構成とすることもできる。
また、本発明は、化学反応熱を熱源としたヒータ、太陽熱を熱源としたヒータ、及び地熱を熱源としたヒータを適宜に組み合わせて構成することもできる。
【００５６】
また、前記実施形態では、円管状の発熱材封入管６について説明したが、本発明は薄い箱状の発熱材封入体とすることもできる。このような発熱材封入体には、複数の分岐配管Ｐ４１を接続することもできる。
【００５７】
また、前記実施形態では、原子力発電プラント１００に使用される放射性ヨウ素除去装置１について説明したが、本発明は核燃料再処理施設等に適用されるほか、ガス中に含まれる放射性ヨウ素の除去に関わる技術に広くに適用することができる。
【符号の説明】
【００５８】
１      放射性ヨウ素除去装置
２      本体部
３      水供給部
４      筐体
５      充填室
５ａ    放射性ヨウ素吸着材
６      発熱材封入管
６ａ    発熱材
７      通気性板体
８      ガス加熱室
９      伝熱管
１０    原子炉格納容器
１１    原子炉圧力容器
１２    ドライウェル
１３    ウェットウェル
１４    圧力抑制プール
１６    建屋
２０    スクラバ装置
３０    排気塔
１００  原子力発電プラント
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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