(57)【要約】【課題】本発明の目的は、原子炉内において放射線分解によって発生する水素ガスに含まれるトリチウム濃度を排出基準以下まで低下させ、一般利用可能な水素ガスを回収する原子力発電設備を提供することにある。【解決手段】原子炉内において放射線分解によって発生する水素ガスのトリチウム濃度を低下させてトリチウムを除去する水素トリチウム分離装置３４を具備し、この水素トリチウム分離装置３４によってトリチウムが除去された水素ガスを回収する水素ガス回収装置３５を備えたことを特徴とする。【選択図】  図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉内において発生する水素ガスに含まれるトリチウム濃度を低下させてトリチウムを除去する水素トリチウム分離装置を具備し、この水素トリチウム分離装置によってトリチウムが除去された水素ガスを回収する水素ガス回収装置を備えたことを特徴とする原子力発電設備。
【請求項２】
原子力発電設備を構成するタービンに配設された排ガス系に前記水素トリチウム分離装置および水素ガス回収装置を設置することを特徴とする請求項１記載の原子力発電設備。
【請求項３】
前記水素トリチウム分離装置または水素ガス回収装置には、トリチウム濃度を低下させる手段として水素貯蔵合金を収容することを特徴とする請求項１または２記載の原子力発電設備。
【請求項４】
前記水素トリチウム分離装置には、トリチウム濃度を低下させる手段として、トリチウムを選択的に付着させる吸着剤を使用することを特徴とする請求項１または２記載の原子力発電設備。
【請求項５】
前記吸着剤は、シリカゲル、金属パラジウム、モレキュラーシーブ、黒鉛層間化合物および活性アルミナから選択された少なくとも１部材から成ることを特徴とする請求項４記載の原子力発電設備。
【請求項６】
前記水素トリチウム分離装置には、トリチウム濃度を低下させる手段として、トリチウムを選択的に付着させる金属膜を使用することを特徴とする請求項１または２記載の原子力発電設備。
【請求項７】
前記水素トリチウム分離装置には、トリチウム濃度を低下させる手段として、トリチウムを選択的に付着させる触媒を使用することを特徴とする請求項１または２記載の原子力発電設備。
【請求項８】
前記触媒は、アルミナを担体とした親水性触媒またはＰＴＦＥおよびジビニルベンゼン架橋ポリスチレンを担体とした疎水性触媒から選択された少なくとも１部材とし、いずれも白金を含むことを特徴とする請求項７記載の原子力発電設備。
【請求項９】
前記水素トリチウム分離装置には、トリチウム濃度を低下させる手段として、水素とトリチウムの重量差および温度勾配を利用して、トリチウムを分離させる熱拡散器を使用することを特徴とする請求項１または２記載の原子力発電設備。
【請求項１０】
前記水素トリチウム分離装置には、トリチウム濃度を低下させる手段として、トリチウムまたは水素を励起させるレーザを使用することを特徴とする請求項１または２記載の原子力発電設備。
【請求項１１】
前記水素トリチウム分離装置には、トリチウム濃度を低下させる手段として、水素吸蔵合金、吸着剤、金属膜、触媒、熱拡散器およびレーザのいずれか２つ以上を利用していることを特徴とする請求項１または２記載の原子力発電設備。
【請求項１２】
前記水素ガス回収装置は、回収した水素ガス中のトリチウム濃度を大気中放出基準以下まで低下させるように保持することを特徴とする請求項１または２記載の原子力発電設備。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉内で発生する水素を有効に活用することのできる原子力発電設備に関する。
【背景技術】
【０００２】
図７に原子力発電設備の概略図を示す。図７において原子力発電設備３０には原子炉圧力容器１が配設されている。この原子炉圧力容器１内で発生した主蒸気は、主蒸気配管３１を介してタービン２に導かれる。タービン２で仕事をした主蒸気は復水器６で凝縮されて復水となり、復水ポンプ７で昇圧され、給水加熱器８で加熱された後、給水ポンプ９によって再度昇圧されて原子炉圧力容器１内に給水として導かれる。
【０００３】
原子炉圧力容器１内において炉水となった給水からは放射線分解により水素ガスおよび酸素ガスが発生する。これらは、主蒸気とともに主蒸気配管３１を通って、タービン２に送られ、排ガス系３２に排出される。その後、放射線分解により発生した水素ガスおよび酸素ガスは蒸気式空気抽出器３を経て、予熱器４によって再度過熱され、触媒反応を用いた再結合器５によって再結合されて水蒸気になり、排ガス復水器３３に入り凝縮されて水になる。凝縮されなかった排ガスは系外に放出され、さらに排ガス復水器３３で凝縮された水は復水器６に戻され、給水となって再度原子炉圧力容器１内に戻される。
【特許文献１】特開２００５−８３９４６
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００４】
来るべき水素社会を考慮すると原子炉内において副産物として製造される水素ガスを水に戻さずそのまま回収可能となれば、エネルギーの有効活用となる。
【０００５】
タービン出口での水蒸気に含まれる水素ガス量は、例えば、80ＭｅＷ級の沸騰水型原子炉であれば、86Nm3/hとなる。これは、90L、150気圧のボンベに換算すると、1時間に6.4本、1日154本程度となる量である。水素回収システムが実用化されれば、製造設備を作ることなく水素を入手できる
しかし、発生した水素ガスには、水素の同位体であるトリチウムが存在している。トリチウムは放射性元素であるため、炉外の排出基準は元素状トリチウム（トリチウムのガス）で空気中濃度限度：90Bq／cc、トリチウム水としては空気中濃度限度：0.005Bq／cc、水中濃度限度：60Bq／cc
【０００６】
と決まっており、プラント外において使用するには基準を達成するまで含有濃度を低下させる必要がある。
【０００７】
本発明の目的は、原子炉内において放射線分解によって発生する水素ガスに含まれるトリチウム濃度を排出基準以下まで低下させ、一般利用可能な水素ガスを回収する原子力発電設備を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【０００８】
上記目的を達成するために本発明においては、原子炉内において発生する水素ガスのトリチウム濃度を低下させてトリチウムを除去する水素トリチウム分離装置を具備し、この水素トリチウム分離装置によってトリチウムが除去された水素ガスを回収する水素ガス回収装置を備えたことを特徴とする原子力発電設備を提供する。
【発明の効果】
【０００９】
本発明に係る原子力発電設備によれば、原子炉内において放射線分解によって発生する水素ガスに含まれるトリチウム濃度を排出基準以下まで低下させ、一般利用可能な水素ガスを回収する原子力発電設備を提供することができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１０】
以下、図を参照して本発明の実施の形態に係る原子力発電設備について説明する。
【００１１】
ここで図１に本発明の原子力発電設備の概略構成図を示す。なお、図１において図７と同一部分には同一符号を付し、その部分の構成の説明は省略する。
【００１２】
図１においてタービン２から抽気された水素ガスを含んだ水蒸気は、蒸気式空気抽出器３を経た後、水蒸気および酸素ガスを分離するためにパラジウム（Ｐｄ）分離膜１０を通る。水蒸気および酸素ガスが分離され、残った水素ガスとトリチウムガスは、水素とトリチウムを分離させる水素トリチウム分離装置（以下水素／トリチウム分離装置と呼ぶ）１１に入り、水素ガスのトリチウム濃度を低下させてトリチウムを分離した後、加圧装置を経て水素ガスを得る。分離されたトリチウムはトリチウム戻り配管４０を介して予熱器４の上流側に戻される。
【００１３】
次に図２を参照して水素／トリチウム分離装置１１の概略構成を説明する。この実施例として、Ｐｄを含んだ水素吸蔵合金２１を利用した場合の分離システムを示している。
【００１４】
水素／トリチウム分離装置１１は、図２に示すように水素吸蔵合金を配した同様の構成を有するラインを少なくとも２ライン保持している。本実施例においてはラインの説明の便宜上、ラインa、ラインbの２ラインとする。まず、トリチウムを含んだ水素ガスは配管２２から水素／トリチウム分離装置１１に導入される。導入されたトリチウムを含んだ水素ガスは第１電磁弁１２，１５を介してラインaまたはラインbに導入される。
【００１５】
例えばラインaに導入されたトリチウムを含んだ水素ガスはエリアＡに配設された圧力計１８およびヒータ１９を有する水素貯蔵装置３４に入ることによって、水素貯蔵装置３４内に収容された水素吸蔵合金２１に吸収される。
【００１６】
図３に水素貯蔵合金としてＰｄを使用したときの水素およびトリチウムの吸収放出時の温度および圧力の関係を示す。なお、図３（a）は水素の例を図３(b)はトリチウムの例を示している。
【００１７】
この図３によると、温度上昇時にはＰｄは温度140℃で水素放出を開始し、180℃で大部分の放出を終了し、温度下降時には160℃で吸収を開始し、120℃でほぼ吸収を終了する。一方、トリチウムは温度上昇時には、約90℃で放出を開始し、125℃放出を終了する。温度下降時には、95℃で吸収を開始し、60℃で吸収を終了する。従って、水素は吸収されるが、トリチウムは放出される設定温度と圧力例えば、温度120℃、圧力1100mbar（0.11MPa）に保持した場合、水素は吸収されるが、トリチウムは放出されるので、水素とトリチウムを分離することが出来る。
【００１８】
このように温度および圧力を制御することによって水素貯蔵装置３４内に収容された水素吸蔵合金２１を通過したトリチウムガスは、第２電磁弁１４（ラインbの場合は第２電磁弁１７）を通ってオフガス系の再結合ラインすなわち予熱器４の上流側へ流れる。
【００１９】
分離エリアＡにおいて水素貯蔵限度量までトリチウムを含んだ水素ガスを流した後、第１電磁弁１２を閉じ、第１電磁弁１５を開け、ラインbのみにトリチウムを含んだ水素ガスが流れるようにする。
【００２０】
一方エリアＡでは、水素吸蔵合金２１が水素を放出する条件温度圧力である例えば温度185℃、圧力0.19MPaとして水素吸蔵合金２１から水素ガスを放出させる。
【００２１】
第２電磁弁１４（ラインbの場合は第２電磁弁１７）を閉じ、第３電磁弁１３（ラインbの場合は第３電磁弁１６）を開けることによって、放出された水素ガスを水素吸蔵合金３６が水素を吸収する温度および圧力、例えば温度120℃、圧力0.11MPaに制御した分離エリアＢの水素回収装置３５に導入させ、水素回収装置３５内に収容された水素吸蔵合金３６に吸収させる。
【００２２】
その後、分離エリアＢを水素吸蔵合金３６が水素を放出する温度および圧力、例えば温度185℃、圧力0.19Mpaに制御し、水素吸蔵合金２１より水素ガスを放出させ、水素ガスを水素ガスボンベ２０に回収する。
【００２３】
この時の水素ガスに含まれるトリチウムを大気中放出基準以下になるようにする。例えば、沸騰水型原子炉において発生するトリチウム濃度を約300（Bq/cc）と想定すると、空気中のトリチウム濃度限度値は60（Bq/cc）であるため、発生するトリチウム濃度を20%以下まで低減させる必要がある。
【００２４】
ラインbにおいても同様な回収を行う。運転の際には、ラインａおよびラインｂを交互に使うことによって、連続した回収を行うことができる。
【００２５】
水素吸蔵合金の種類によっては上述した分離エリアＡから分離エリアＤの温度、圧力条件は異なり、分離に対して水素およびトリチウムの吸収または放出に最適な条件で水素／トリチウム分離装置１１を稼動させる必要がある。
【００２６】
次に図４を参照して本発明の第２の実施の形態について説明する。なお、図４において図２と同一部分には同一符号を付しその部分の構成の説明は省略する。
【００２７】
図４において、水素／トリチウム分離装置３７を構成する分離エリアＡおよび分離エリアＣに吸着剤２３、触媒および金属膜を設置し、トリチウムを付着させ低減させる。低減後のガスはエリアＢまたはエリアＤへ流し、水素吸蔵合金３６を用いて回収する。水素吸蔵合金３６を含むエリアが無くとも、そのまま水素ガスを回収することも可能である。この実施の形態においても上述したように、ラインaおよびラインbを交互に稼動させることによって連続的に水素を回収する。
【００２８】
吸着剤としては、シリカゲル、金属パラジウム、レキュラーシーブ、黒鉛層間化合物および活性アルミナを利用し、触媒としては、いずれも白金を含んだアルミナを担体とした親水性触媒またはＰＴＦＥおよびジビニルベンゼン架橋ポリスチレンを担体とした疎水性触媒とする。金属膜はパラジウム合金膜等を利用すると良い。
【００２９】
次に図５を参照して本発明の第３の実施の形態について説明する。なお、図５において図２と同一部分には同一符号を付しその部分の構成の説明は省略する。
【００３０】
図５において、水素／トリチウム分離装置３８を構成する分離エリアＡおよび分離エリアＣにはヒータ２４を有する熱拡散器２５が設置されている。
【００３１】
この熱拡散器２５は、温度勾配と水素、トリチウムの重量差を利用して、水素とトリチウムを分離させるもので、ヒータ２４によって温度勾配を発生させることによって重量の重いトリチウムは熱拡散器２５の下部に移動し、この下部に移動したトリチウムを第２電磁弁１４，１７を開動作させることによって回収する。
【００３２】
上部に移動した水素ガスは第３電磁弁１３，１６を開動作させてエリアBまたはエリアDに移動させ、水素吸蔵合金３６を用いて回収する。水素貯蔵合金３６を含むエリアが無くとも、そのまま水素ガスを回収することも可能である。これも、ラインaおよびラインbを交互に稼動させることによって連続的に回収する。
【００３３】
次に図６を参照して本発明の第４の実施の形態について説明する。なお、図６において図２と同一部分には同一符号を付しその部分の構成の説明は省略する。
【００３４】
図６において、水素／トリチウム分離装置３９を構成する分離エリアＡおよび分離エリアＣにレーザ、例えば炭酸ガスレーザ２６を設置し、レーザの発振領域に分離しようとする同位体を含む腹部化合物を強く吸収させ励起させることによって、分離させる。分離後のガスをエリアBまたはDに移動させ、水素貯蔵合金を用いて回収する。水素吸蔵合金３６を含むエリアが無くとも、そのまま水素ガスを回収することも可能である。これも、ラインaおよびラインbを交互に稼動させることによって連続的に回収する。
【図面の簡単な説明】
【００３５】
【図１】本発明に係る原子力発電設備の概略構成図。
【図２】図１に示した水素／トリチウム分離装置の概略構成図。
【図３】（a）および(b)は水素貯蔵合金としてＰｄを使用したときの水素およびトリチウムの吸収放出時の温度および圧力の関係を示す特性図。
【図４】図１に示した水素／トリチウム分離装置の第２の実施形態を示す概略構成図。
【図５】図１に示した水素／トリチウム分離装置の第３の実施形態を示す概略構成図。
【図６】図１に示した水素／トリチウム分離装置の第４の実施形態を示す概略構成図。
【図７】原子力発電設備の従来例を示す概略構成図。
【符号の説明】
【００３６】
1 原子炉圧力容器
2 タービン
3 蒸気式空気抽出器
4 予熱器
5 再結合器
6 復水器
7 復水ポンプ
8 給水過熱器
9 給水ポンプ
10 パナジウム分離器
11 水素／トリチウム分離装置
12,15  第１電磁弁
13,16  第３電磁弁
14,17  第２電磁弁
18 圧力計
19 ヒータ
20 水素ガスボンベ
21,36  水素吸蔵合金
22  配管
23  吸着剤
24  ヒータ
25  熱拡散器
26  レーザ
27  レンズ
28  窓
29  分離容器
30  原子力発電設備
31  主蒸気配管
32  排ガス系
33  排ガス復水
34  水素貯蔵容器
35  水素回収容器
37,38,39  水素／トリチウム分離装置
40 トリチウム戻り配管
【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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【図７】
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