(57)【要約】【課題】原子炉事故時に水素を速やかに処理することを可能とし、原子炉格納容器内の水素濃度を速やかに低減させる。【解決手段】水素濃度が高くなる格納容器冷却器６のガスベント配管１１に水素燃焼用容器８を設置し、水素燃焼用容器に酸素供給配管を介して酸素を供給し、水素を燃焼させる手段を設ける。【選択図】  図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
沸騰水型原子炉の過酷事故における原子炉格納容器内の発生水素を処理する水素処理装置であって、水素濃度が高くなる格納容器冷却器のガスベント配管に水素燃焼用容器を設置し、前記水素燃焼用容器に酸素供給配管を介して酸素を供給して水素を燃焼させる手段を設けたことを特徴とする水素処理装置。
【請求項２】
請求項１記載の水素処理装置において、前記酸素供給配管に高温時に開となる弁を設けたことを特徴とする水素処理装置。
【請求項３】
請求項１記載の水素処理装置において、着火器として水素と酸素との反応を促進する触媒をコーティングした物質を備えたことを特徴とする水素処理装置。
【請求項４】
請求項１記載の水素処理装置において、前記水素燃焼用容器にヒートパイプを設けたことを特徴とする水素処理装置。
【請求項５】
請求項１記載の水素処理装置において、前記水素燃焼用容器をサプレッションプール内または原子炉格納容器内に設置したことを特徴とする水素処理装置。
【請求項６】
請求項５記載の水素処理装置において、前記サプレッションプール内の水で冷却する水素凝集容器を備えたことを特徴とする水素処理装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、沸騰水型原子炉の過酷事故に対する原子炉格納容器内の発生水素を処理する水素処理装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力プラントにおいては、原子炉圧力容器もしくは原子炉圧力容器に接続されている大口径配管が損傷するなどにより炉心が溶融する苛酷事故が生じた場合、燃料被覆管に用いられているジルコニウムが高温となり、水と反応することにより、大量の水素が発生する可能性がある。
【０００３】
この場合、水素が爆発して燃焼の危険性があるとともに、原子炉格納容器内の圧力が上昇するため、水素を処理する何らかの方法が必要となる。
【０００４】
このような事態を想定した場合、これまでは、水素を化学反応させてアンモニアに変化させる方法（例えば特許文献１参照）、触媒により水素を酸素に結合させて水に変化させる方法（例えば特許文献２および３参照）、また水素吸蔵物質に吸蔵させる方法（例えば特許文献４参照）等が開示されている。
【特許文献１】特開２００１−０５６３９１号公報
【特許文献２】特表２００１−５１０５６７号公報
【特許文献３】特開平９−２９２４９１号公報
【特許文献４】特開２００２−２５０７８８号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
上述の従来技術の中で、水素を化学反応させてアンモニアに変化させる方法、あるいは水素吸蔵物質に吸蔵させる方法では、水素の処理速度が遅いため、苛酷事故が終息段階に入ってからの水素対策としては有効ではあるが、苛酷事故発生後に急激に発生する水素の対策には不向きである。
【０００６】
また、水素と酸素とを燃焼により結合させれば、短時間で水素の処理が可能となるが、燃焼させるためには水素と酸素の濃度を上昇させることが必要となる。しかしながら、上述の従来技術においては、水素および酸素の両方の濃度を高める手段は含まれていない。
【０００７】
本発明はこのような事情に鑑みてなされたものであり、原子炉格納容器内に水素燃焼用の容器を設置し、その容器内の水素濃度を高めたうえで、その容器に酸素を供給して燃焼させることにより、原子炉格納容器内の水素濃度を速やかに低減することが可能とな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】
【０００８】
前記の目的を達成するため、本発明では、沸騰水型原子炉の過酷事故における原子炉格納容器内の発生水素を処理する水素処理装置であって、水素濃度が高くなる格納容器冷却器のガスベント配管に水素燃焼用容器を設置し、前記水素燃焼用容器に酸素供給配管を介して酸素を供給し、水素を燃焼させる手段を設けたことを特徴とする水素処理装置を提供する。
【発明の効果】
【０００９】
本発明によれば、原子炉格納容器冷却器内で高濃度となる水素を水素燃焼用容器に導き、酸素を供給して燃焼させることにより、水素を速やかに処理することが可能となり、原子炉格納容器内の水素濃度を速やかに低減することが可能となる。また、水素燃焼用の容器にエンジンのような機能を持たせることにより、発電機の駆動力などの機能も期待することができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１０】
以下、本発明に係る水素処理装置の実施形態について、図面を参照して説明する。
【００１１】
［第１実施形態］
図１は水素処理装置を配置した原子炉格納容器の断面図であり、図２は水素燃焼用容器の構造を示した図である。
【００１２】
これらの図に示すように、本実施形態では、原子炉圧力容器１が原子炉格納容器２内に設置されており、原子炉圧力容器下部ヘッド３が下部ドライウェル７内に配置されている。下部ドライウェル７の周囲には、サプレッションプール４が設けられている。
【００１３】
原子炉格納容器２の上部にはプール５が設置され、このプール５内には格納容器冷却器６が設けられている。そして、プール５から格納容器冷却器ガスベント配管１１がサプレッションプール４に導かれ、このサプレッションプール４内の格納容器冷却器ガスベント配管１１に水素燃焼用容器８が設けられている。また、水素燃焼用容器８には仕切り弁１０を介して酸素ボンベ９が連結されている。
【００１４】
このように、水素燃焼用容器８は格納容器冷却器６のガスベント配管に接続されており、水素燃焼用容器８には、仕切り弁１０を介して酸素ボンベ９が接続されている。なお、この酸素ボンベ９の設置場所は原子炉格納容器２の内側でも外側でもよい。
【００１５】
また、仕切り弁１０の一部には１００℃以下で溶融する材料を用い、仕切り弁１０の周囲の温度が１００℃以上となった場合にそれらの材料が溶融、軟化することで、自動的に開となるような構造とするか、電気的な信号により、開となるような構造としてある。
【００１６】
格納容器冷却器ガスベント配管１１には、燃焼に伴って発生する流れにより逆流が生じないように、逆止弁１２が設けられている。水素を着火するために、水素燃焼用容器８の中には表面に触媒をコーティングした着火器１４が設けられている。
【００１７】
このような構成のもとで、炉心溶融事故の発生を想定した場合には、各部の冷却水が蒸発することにより、大量の蒸気が発生し、原子炉格納容器２内の圧力、温度が上昇することになる。
【００１８】
また、燃料被覆管等に用いられているジルコニウムが水と反応することにより、大量の水素も発生することになる。
【００１９】
このような状態となると、プール５に熱を放出するように設置された格納容器冷却器６が作動を開始し、原子炉格納容器２内の大量の蒸気を格納容器冷却器６によって凝縮させることにより、原子炉格納容器２内の圧力と温度の上昇を抑えるようになる。
【００２０】
そして、格納容器冷却器６においては、蒸気の凝縮が起こり、不凝縮性ガスである水素は格納容器冷却器６内に取り残されるような形となって、格納容器冷却器６内の水素濃度が上昇し、水素燃焼用容器８に流入する。
【００２１】
一方、原子炉格納容器２内の温度が上昇することにより、仕切り弁１０が開となり、酸素注入圧調節弁１５により酸素の注入量を調節しつつ、酸素ボンベ９から水素燃焼用容器８への酸素の供給が開始される。
【００２２】
このため、水素燃焼用容器内の水素および酸素の濃度が十分高くなり、着火器により水素の燃焼が生じる。
【００２３】
本実施形態によれば、原子炉格納容器冷却器１内で高濃度となる水素を水素燃焼用容器８に導き、酸素を供給して燃焼させることにより、水素を速やかに処理することが可能となり、原子炉格納容器１内の水素濃度を速やかに低減することが可能となる。
【００２４】
［第２実施形態］
図３は、本発明の第２実施形態による水素処理装置の要部を示す拡大図である。なお、装置全体の構成および作用については第１実施形態と同様であるから、図示および説明を省略する。
【００２５】
図３に示すように、本実施形態においては、ヒートパイプ１６の一端が水素燃焼用容器内に、別の一端がサプレッションプール４の水面下に位置するように設けられている。
【００２６】
このような構成のもとで、炉心溶融事故の発生を想定した場合には、水素を燃焼させる際に発生する熱をヒートパイプ１６を介してサプレッションプール４の水に放出させる。
【００２７】
本実施形態によれば、水素燃焼用容器の過剰な温度上昇を抑制することが可能となる。
【００２８】
［第３実施形態］
図４は、本発明の第３実施形態による水素処理装置を示す拡大図である。なお、装置全体の構成については第１実施形態と同様であるから、図示および説明を省略する。
【００２９】
この図４に示すように、本実施形態においては、水素燃焼用容器８のガスベント配管に羽根１７が設けられている。この羽根１７の軸は、発電機１８の軸に接続されている。また、発電機１８とバッテリー１９、点火プラグ制御器２０および点火プラグは、電気的に接続されている。
【００３０】
このような構成のもとで、炉心溶融事故の発生を想定した場合には、バッテリー１９には常に電気を蓄えておき、炉心溶融事故発生直後においてはこのバッテリー１９に蓄えられている電気により、点火プラグ制御器１９を介して点火プラグを作動させることにより、水素を着火させる。
【００３１】
水素の燃焼が始まった後は、水素燃焼用容器８の出口に設けられた羽根１６が、燃焼により体積が膨張した水素以外の不凝縮性ガスと、燃焼により蒸発して生じた水蒸気とにより回転し、この回転により発電機１８が駆動し、発電が行われて、発生した電気がバッテリー９に蓄えられる。
【００３２】
また、このような機構に対し、水素の圧縮の効果も備えた水素用ロータリーエンジンを水素燃焼用容器として用いてもよい。
【００３３】
本実施形態によれば、点火プラグを用いた能動的な水素燃焼を長時間維持することが可能となる。
【００３４】
［第４実施形態］
図５は、本発明の第４実施形態による水素処理装置を示す構成図である。なお、装置全体の構成については第１実施形態と同様であるから、図示および説明を省略する。
【００３５】
この図５に示すように、本実施形態においては、水素燃焼用容器８および酸素ボンベはサプレッションプール４の水面より上方に設けられている。さらに、ヒートパイプ１５と凝縮水ドレン管２３を有した水素凝集容器２２が設けられている。
【００３６】
このような構成のもとで、炉心溶融事故の発生を想定した場合には、原子炉圧力容器１への重大な損傷が伴わない炉心損傷事故の場合、原子炉圧力容器内で発生した水素は安全弁を介してサプレッションプール４に吹き込まれるため、サプレッションプール内の水素濃度が上昇する。
【００３７】
このサプレッションプール内の水面下に届くように設置されたヒートパイプ１５により冷却されている水素凝集容器２２において、蒸気の凝縮が生じる。凝縮水は水面下にまで届くように設けられた凝縮水ドレン管２３により、排出されるため、水素凝集容器内の水素濃度が上昇する。
【００３８】
この濃度が上昇した水素を逆止弁１２を介し、水素燃焼用容器に供給することで、水素の処理を行う。
【００３９】
本実施形態によれば、サプレッションプール内の水素を凝集して処理することが可能となる。
【００４０】
［第５実施形態］
図６は、本発明の第５実施形態による水素処理装置を示す構成図である。なお、装置全体の構成については第１実施形態と同様であるから、図示および説明を省略する。
【００４１】
この図６に示すように、本実施形態においては、水素燃焼用容器８が原子炉格納容器内２に設けられている。さらに、ヒートパイプ１５と凝縮水ドレン管２３を有する水素凝集容器２２が設けられている。
【００４２】
このような構成のもとで、炉心溶融事故の発生を想定した場合には、原子炉格納容器外側に到達するように設置されたヒートパイプ１５により冷却されている水素凝集容器２２において、蒸気の凝縮が生じることにより、水素凝集容器内の水素濃度が上昇する。
【００４３】
この濃度が上昇した水素を水素燃焼用容器に供給することで、水素の処理を行う。
【００４４】
本実施形態によれば、原子炉格納容器内の水素を凝集して処理することが可能となる。
【図面の簡単な説明】
【００４５】
【図１】本発明の第１実施形態を適用する原子炉格納容器の構成を示す縦断面図。
【図２】図１に示した水素処理装置の要部を示す拡大図。
【図３】本発明の第２実施形態による水素処理装置の構成を示す拡大図。
【図４】本発明の第３実施形態による水素処理装置の構成を示す拡大図。
【図５】本発明の第４実施形態による水素処理装置を示す構成図。
【図６】本発明の第５実施形態による水素処理装置を示す構成図。
【符号の説明】
【００４６】
１  原子炉圧力容器
２  原子炉格納容器
３  原子炉圧力容器下部ヘッド
４  サプレッションプール
５  プール
６  格納容器冷却器
７  下部ドライウェル
８  水素燃焼用容器
９  酸素ボンベ
１０  仕切り弁
１１  格納容器冷却器ガスベント配管
１２  逆止弁
１３  酸素供給配管
１４  着火器
１５  注入酸素量調節弁
１６  ヒートパイプ
１７  羽根
１８  発電機
１９  バッテリー
２０  点火プラグ制御器
２１  点火プラグ
２２  水素凝集容器
２３  凝縮水ドレン管
【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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