JP2012247331A - Nuclear power plant and method of operating the same - Google Patents

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Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To decrease accumulation of hydrogen within a containment vessel while allowing prevention of hydrogen explosion even in the case of hydrogen leakage occurring within a nuclear reactor building and also enclosing radioactivity produced in a reactor core therewithin, even when all power supplies are lost and hydrogen generated within a nuclear reactor pressure vessel is discharged together with steam into the containment vessel.SOLUTION: In order to solve the above-described problem, according to a nuclear power plant including a reactor core isolation cooling system that can discharge steam containing hydrogen from a nuclear reactor pressure vessel into a containment vessel even when all power supplies are lost, there is provided in the middle of the reactor core isolation cooling system with an oxygen generator containing metal oxide used for generating oxygen that is to be used for a reaction with hydrogen generated within the nuclear reactor pressure vessel; and a recombiner located downstream of the oxygen generator and containing a catalyst used for recombining hydrogen generated within the nuclear reactor pressure vessel with oxygen to convert it back into water.

Description

本発明は原子力発電プラント及びその運転方法に係り、特に、災害等によって外部電源、非常用電源等の全電源が喪失した際の安全性に対応した原子力発電プラント及びその運転方法に関する。   The present invention relates to a nuclear power plant and a method for operating the nuclear power plant, and more particularly to a nuclear power plant and a method for operating the nuclear power plant corresponding to safety when all power sources such as an external power source and an emergency power source are lost due to a disaster or the like.

先ず、原子力発電プラントの構成について、図１を用いて説明する。   First, the configuration of the nuclear power plant will be described with reference to FIG.

図１に示すように、原子炉圧力容器１００は、格納容器１０９内に設置されている。格納容器１０９は、原子炉建屋を構成するコンクリートと一体で形成されており、原子炉圧力容器１００側内面には、鋼製のライナが内張りされている。格納容器１０９内は、ダイヤフラムフロア１０８によって、上部のドライウエル１１０と下部のサプレッションチェンバー１０７に分けられている。ドライウエル１１０とサプレッションチェンバー１０７は、ベント管１０６によって連通されている。ベント管１０６の下端は、サプレッションプール１０５内に設置されている。格納容器１０９の外部の上部には、使用済み燃料プール１０１や蒸気乾燥器気水分離器ピット１１１などの設備があり、格納容器１０９の上部は、原子炉ウエル１０３を構成している。また、格納容器１０９の上部には、ドライウエルヘッド１０２があり、このドライウエルヘッド１０２によって、格納容器１０９は、解放することができる。また、原子炉建屋の上部空間には、クレーン１１２が設置されている。   As shown in FIG. 1, the reactor pressure vessel 100 is installed in a containment vessel 109. The containment vessel 109 is formed integrally with the concrete constituting the reactor building, and a steel liner is lined on the inner surface of the reactor pressure vessel 100 side. The inside of the storage container 109 is divided into an upper dry well 110 and a lower suppression chamber 107 by a diaphragm floor 108. The dry well 110 and the suppression chamber 107 are communicated with each other by a vent pipe 106. The lower end of the vent pipe 106 is installed in the suppression pool 105. In the upper part outside the containment vessel 109, there are facilities such as a spent fuel pool 101 and a steam dryer / water separator pit 111, and the upper part of the containment vessel 109 constitutes a reactor well 103. Further, a dry well head 102 is provided above the storage container 109, and the storage container 109 can be released by the dry well head 102. A crane 112 is installed in the upper space of the reactor building.

ところで、原子炉炉心（以下、炉心という）に設置された燃料の冷却が不可能となるような過酷事故が発生した場合、原子炉圧力容器１００内では蒸気の発生が続き、内部の圧力が高まる。また、原子炉圧力容器１００内で蒸気の発生が続くと水位が低下し、燃料上部が水面上に露出し始め、燃料を収納している被覆管を構成するジルコニウム合金と水が反応して水素が発生する。更に、原子炉圧力容器１００内の圧力が高まると、通常は、図２に示すように、原子炉圧力容器１００内部の水蒸気が水素と共に、主蒸気逃がし安全弁１４３と排気管１４４を通じてサプレッションプール１０５に放出される。放出された蒸気は、サプレッションプール１０５に凝縮して圧力は低下する。   By the way, when a severe accident occurs that makes it impossible to cool the fuel installed in the reactor core (hereinafter referred to as the core), steam generation continues in the reactor pressure vessel 100 and the internal pressure increases. . In addition, when the generation of steam continues in the reactor pressure vessel 100, the water level decreases, the upper part of the fuel begins to be exposed on the water surface, and the zirconium alloy constituting the cladding tube containing the fuel reacts with water to generate hydrogen. Will occur. Further, when the pressure in the reactor pressure vessel 100 increases, normally, as shown in FIG. 2, the water vapor in the reactor pressure vessel 100 together with hydrogen enters the suppression pool 105 through the main steam relief safety valve 143 and the exhaust pipe 144. Released. The discharged steam is condensed in the suppression pool 105 and the pressure is reduced.

しかし、格納容器１０９内への蒸気の放出が続くと、格納容器１０９内の圧力が高まっていくので、やがて格納容器１０９の内圧を下げるためのベントが必要となる。ベントは、排気塔につながる系統で実施される。   However, if the discharge of the vapor into the storage container 109 continues, the pressure in the storage container 109 increases, so that a vent for lowering the internal pressure of the storage container 109 is required. Venting is carried out in a system connected to the exhaust tower.

このような一連の蒸気の放出に伴って、格納容器１０９内に放出された水素は、水素爆発を引き起こす懸念がある。   With the release of such a series of vapors, hydrogen released into the storage container 109 may cause a hydrogen explosion.

一方、過酷事故時に外部電源を喪失しても非常用電源が作動すれば、図３に示す可燃性ガス濃度制御系で安全に水素の処理ができる。即ち、図３に示す如く、格納容器１０９内の水素を、ブロア１１３を用いて加熱器１１４に送り、更に再結合器１１５を通過させる可燃性ガス濃度制御系であれば、水素が再結合器１１５を通過する際に、再結合器１１５内の触媒によって水素と酸素が反応して水蒸気になり、水素濃度は低下する。再結合器１１５で発生した水蒸気は、冷却器１１６で凝縮され、気水分離器１１７を通ってサプレッションプール１０５に戻る。   On the other hand, if the emergency power supply is activated even if the external power supply is lost in a severe accident, hydrogen can be safely treated by the combustible gas concentration control system shown in FIG. That is, as shown in FIG. 3, if the combustible gas concentration control system sends hydrogen in the containment vessel 109 to the heater 114 using the blower 113 and further passes through the recombiner 115, the hydrogen is recombined. When passing through 115, hydrogen and oxygen react with each other by the catalyst in the recombiner 115 to form water vapor, and the hydrogen concentration decreases. The water vapor generated in the recombiner 115 is condensed in the cooler 116 and returns to the suppression pool 105 through the steam separator 117.

また、非常用電源が動いていれば、図４に示すような非常用ガス処理系を使って、格納容器１０９内のガスを安全に処理することもできる。即ち、図４に示す如く、格納容器１０９内の水素を含むガスを、乾燥装置１１８、ファン１１９、フィルタ１２０を通過させて排気塔１２１から放出することで、安全に処理することができる。   If the emergency power supply is operating, the gas in the storage container 109 can be safely processed using an emergency gas processing system as shown in FIG. That is, as shown in FIG. 4, the gas containing hydrogen in the storage container 109 can be safely processed by being discharged from the exhaust tower 121 through the drying device 118, the fan 119, and the filter 120.

尚、格納容器１０９内に放出された可燃性ガスの濃度を制御できる設備として、例えば特許文献１及び２に記載されたものがある。   In addition, as an equipment which can control the density | concentration of the combustible gas discharge | released in the storage container 109, there exist some which were described in patent document 1 and 2, for example.

特開２００７−３３２８５号公報JP 2007-33285 A 特開２０１１−１２９７３号公報JP 2011-12973 A

ところが、原子力発電所において、予想を超えた災害等によって全電源喪失を伴う事故が発生した場合、原子炉の安全設備として備えている動的な機能が損なわれる。その結果、前述した水素を処理する系統が使用できないため、格納容器の内圧を下げるためのベントでは、水素も同時に放出することになる。このとき、水素は排気塔につながる系統を流れるが、全電源喪失が生じるような過酷事故時には、水素が原子炉建屋内に漏えいすることが懸念される。   However, when an accident involving loss of all power occurs in a nuclear power plant due to an unexpected disaster or the like, the dynamic functions provided as safety equipment for the nuclear reactor are impaired. As a result, since the above-described system for treating hydrogen cannot be used, hydrogen is released at the same time in the vent for lowering the internal pressure of the containment vessel. At this time, although hydrogen flows through the system connected to the exhaust tower, there is a concern that hydrogen leaks into the reactor building in the event of a severe accident that causes the loss of all power sources.

従って、何かの着火源が存在すると原子炉建屋内で水素爆発が発生することが考えられ、一旦水素爆発が発生すると原子炉の冷却機能の喪失に加えて、放射能を閉じ込める機能が損なわれる可能性がある。   Therefore, a hydrogen explosion may occur in the reactor building if there is any ignition source. Once a hydrogen explosion occurs, the function of confining radioactivity is impaired in addition to the loss of the reactor cooling function. There is a possibility.

このようなことから、全電源喪失時に原子炉建屋内での水素爆発の可能性を低減する技術を備えた原子力発電プラントが必要となる。   For this reason, there is a need for a nuclear power plant equipped with technology that reduces the possibility of a hydrogen explosion in the reactor building when all power is lost.

本発明は上述の点に鑑みなされたもので、その目的とするところは、全電源喪失が生じ、原子炉圧力容器内で発生した水素が蒸気とともに格納容器内に放出される場合でも、格納容器内での水素の蓄積を低減すると共に、原子炉建屋内に水素の漏洩が生じても水素爆発を防ぐことができることは勿論、炉心で発生した放射能を封じ込めることが可能な原子力発電プラント及びその運転方法を提供することにある。   The present invention has been made in view of the above points, and the object of the present invention is to provide a containment vessel even when all power is lost and hydrogen generated in the reactor pressure vessel is released into the containment vessel together with steam. The nuclear power plant that can contain the radioactivity generated in the core as well as reduce hydrogen accumulation inside the reactor building and prevent hydrogen explosion even if hydrogen leaks in the reactor building. It is to provide a driving method.

本発明の原子力発電プラントは、上記目的を達成するために、原子炉圧力容器を収納している格納容器を備え、これらが原子炉建屋で覆われていると共に、前記原子炉圧力容器から前記格納容器内に向けて全電源喪失時でも水素を含む蒸気が放出可能な原子炉隔離時冷却系を備えた原子力発電プラントにおいて、前記原子炉隔離時冷却系の途中に、前記原子炉圧力容器内で発生した水素と反応させるための酸素を発生する金属酸化物が収められた酸素発生器と、該酸素発生器の下流側に位置し、前記原子炉圧力容器内で発生した水素を酸素と再結合させて水に戻すための触媒が納められた再結合器とが設置されているか、
若しくは、前記原子炉隔離時冷却系の途中に、全電源喪失時に前記原子炉隔離時冷却系内にヨウ素を噴射する畜圧式ヨウ素タンクが設置されていることを特徴とする。 In order to achieve the above object, a nuclear power plant according to the present invention includes a containment vessel that contains a reactor pressure vessel, which is covered with a reactor building, and that the containment is performed from the reactor pressure vessel. In a nuclear power plant equipped with a reactor isolation cooling system capable of releasing hydrogen-containing steam even when the entire power source is lost, the reactor pressure vessel is placed in the middle of the reactor isolation cooling system. An oxygen generator containing a metal oxide that generates oxygen for reacting with the generated hydrogen, and recombined with the oxygen generated in the reactor pressure vessel located downstream of the oxygen generator And a recombiner with a catalyst for returning it to water is installed,
Alternatively, a livestock pressure type iodine tank for injecting iodine into the reactor isolation cooling system when all power is lost is provided in the middle of the reactor isolation cooling system.

また、本発明の原子力発電プラントの運転方法は、上記目的を達成するために、原子炉圧力容器を収納している格納容器を備え、これらが原子炉建屋で覆われていると共に、電源喪失により可燃性ガス濃度制御系が作動しないときに、前記原子炉圧力容器から前記格納容器内に向けて全電源喪失時でも水素を含む蒸気を放出可能な原子炉隔離時冷却系を作動させて原子力発電プラントを運転するに当たり、前記原子炉圧力容器内の蒸気と共に該原子炉圧力容器内で発生した水素を、前記原子炉隔離時冷却系の途中に設置されている前記水素と反応させるための酸素を発生する金属酸化物が収められた酸素発生器を通過させた後に、前記原子炉隔離時冷却系の途中に設置されている前記水素を酸素と再結合させて水に戻すための触媒が納められた再結合器を通過させるように運転するか、
若しくは、全電源喪失時に畜圧式ヨウ素タンクに畜圧されたヨウ素を前記原子炉隔離時冷却系内に噴射し、前記原子炉隔離時冷却系内を通る蒸気中の水素と反応させるように運転することを特徴とする。 Further, in order to achieve the above object, the operation method of the nuclear power plant according to the present invention includes a containment vessel containing a reactor pressure vessel, which is covered with a reactor building, and has lost power. When the flammable gas concentration control system does not operate, nuclear power generation is activated by operating a reactor isolation cooling system that can release steam containing hydrogen from the reactor pressure vessel into the containment vessel even when all power is lost. In operating the plant, the hydrogen generated in the reactor pressure vessel together with the steam in the reactor pressure vessel is reacted with the hydrogen installed in the middle of the reactor isolation cooling system. After passing through an oxygen generator containing the generated metal oxide, a catalyst for recombining hydrogen with oxygen and returning it to water is installed in the middle of the reactor isolation cooling system. Or operated to pass the recombiner,
Alternatively, when the total power is lost, the iodine pressure stored in the pressure-pressure iodine tank is injected into the reactor isolation cooling system so that it reacts with the hydrogen in the steam passing through the reactor isolation cooling system. It is characterized by that.

本発明によれば、全電源喪失が生じ、原子炉圧力容器内で発生した水素が蒸気と共に格納容器内に放出される場合でも、格納容器内での水素の蓄積を低減し、更に、原子炉建屋に漏えいが生じる場合でも、水素爆発を防ぐことができるので、格納容器および原子炉建屋の損壊を防止することは勿論、炉心で発生した放射能を封じ込めことができ、この種、原子力発電プラントには非常に有効である。   According to the present invention, even when total power loss occurs and hydrogen generated in the reactor pressure vessel is released into the containment vessel together with the steam, the accumulation of hydrogen in the containment vessel is reduced. Even if leakage occurs in the building, hydrogen explosions can be prevented, so that the containment vessel and reactor building can be prevented from being damaged, and the radioactivity generated in the core can be contained. It is very effective.

一般的な原子力発電プラントの原子炉建屋の構造を示す全体図である。It is a general view which shows the structure of the reactor building of a general nuclear power plant. 従来から採用されている主蒸気逃がし弁からサプレションプールへの蒸気の放出系の例を示す図である。It is a figure which shows the example of the discharge | release system of the vapor | steam to the suppression pool from the main steam relief valve conventionally employ | adopted. 従来から採用されている可燃性ガス濃度制御系の例を示す図である。It is a figure which shows the example of the combustible gas concentration control system employ | adopted conventionally. 従来から採用されている非常用ガス処理系の例を示す図である。It is a figure which shows the example of the emergency gas processing system employ | adopted conventionally. 従来から採用されている原子炉隔離時冷却系の例を示す図である。It is a figure which shows the example of the cooling system at the time of the nuclear reactor isolation conventionally employ | adopted. 本発明の原子力発電プラントの実施例１における水素の処理を行う系統を説明するための図である。It is a figure for demonstrating the system | strain which performs the process of hydrogen in Example 1 of the nuclear power plant of this invention. 本発明の原子力発電プラントの実施例２における水素の処理を行う系統を説明するための図である。It is a figure for demonstrating the system | strain which performs the process of hydrogen in Example 2 of the nuclear power plant of this invention. 本発明の原子力発電プラントの実施例３における水素の処理を行う系統を説明するための図である。It is a figure for demonstrating the system | strain which performs the process of hydrogen in Example 3 of the nuclear power plant of this invention. 本発明の原子力発電プラントの実施例４における水素の処理を行う系統を説明するための図である。It is a figure for demonstrating the system | strain which processes the hydrogen in Example 4 of the nuclear power plant of this invention.

以下、図示した実施例に基いて本発明の原子力発電プラント及びその運転方法について説明する。尚、符号は、従来と同一のものは同符号を使用する。   Hereinafter, the nuclear power plant of the present invention and the operation method thereof will be described based on the illustrated embodiments. In addition, the code | symbol uses the same code | symbol for the same thing as the past.

図５及び図６を用いて、本発明の原子力発電プラントを説明する。その構成は、図１に示した従来例と略同一のため、ここでは、本発明に関連する部分の説明とする。また、図１に示した使用済み燃料プール１０１や蒸気乾燥器気水分離器ピット１１１などは省略している。   The nuclear power plant of the present invention will be described with reference to FIGS. 5 and 6. Since the structure is substantially the same as that of the conventional example shown in FIG. Further, the spent fuel pool 101 and the steam dryer steam-water separator pit 111 shown in FIG. 1 are omitted.

図５に示す原子炉隔離時冷却系は、給復水系が事故による電源喪失などにより停止した場合に、原子炉圧力容器１００内の燃料を冷却するためのものである。タービンに向かう主蒸気系は、原子炉圧力容器１００と隔離され、給水系からは逆止弁により給水のみが可能となっているが、タービン側からの給水が停止している状態で使用する。主蒸気隔離弁１４７の上流から分岐した原子炉隔離時冷却系の配管を通った水素を含む主蒸気は、蒸気駆動タービン１４２に入り、蒸気駆動タービン１４２を回転させた後、サプレッションプール１０５に入って凝縮される。このとき蒸気で回転した蒸気駆動タービン１４２によって原子炉隔離時冷却ポンプ１４１が作動し、サプレッションプール１０又は復水貯蔵タンク１４０の水が給水系へと送られ、原子炉圧力容器１００に入り、炉心が冷却される。   The reactor isolation cooling system shown in FIG. 5 is for cooling the fuel in the reactor pressure vessel 100 when the feed and condensate system is stopped due to power loss due to an accident or the like. The main steam system going to the turbine is isolated from the reactor pressure vessel 100, and only water can be supplied from the water supply system by a check valve, but it is used in a state where water supply from the turbine side is stopped. The main steam containing hydrogen that has passed through the piping of the reactor isolation cooling system branched from the upstream side of the main steam isolation valve 147 enters the steam-driven turbine 142, rotates the steam-driven turbine 142, and then enters the suppression pool 105. Condensed. At this time, the steam-driven turbine 142 rotated by steam operates the reactor isolation cooling pump 141, and the water in the suppression pool 10 or the condensate storage tank 140 is sent to the water supply system, enters the reactor pressure vessel 100, and the core. Is cooled.

この原子炉隔離時冷却系は、原子炉圧力容器１００と格納容器１０９内の圧力差で駆動するので、全電源停止時でもこの系統を機能させることができる。   Since this reactor isolation cooling system is driven by a pressure difference between the reactor pressure vessel 100 and the containment vessel 109, this system can be made to function even when the entire power supply is stopped.

ところが、上述した原子炉隔離時冷却系では、炉内で水素が発生している時期に原子炉圧力容器１００内の燃料を冷却するために、主蒸気隔離弁１４７の上流から分岐した原子炉隔離時冷却系の配管を通った水素を含む主蒸気を、原子炉圧力容器１００内に供給し続けると、原子炉圧力容器１００内の水素量或いは水素濃度が上昇してしまう可能性がある。そのため、図３や図４に示した可燃性ガス濃度制御系や非常用ガス処理系が機能しない状況下に置かれた場合には、水素爆発の潜在的危険性が増す。そのため、全電源喪失を防ぐための様々な対策が行われるのは勿論、システム自体が備える安全性をより高めることが必要となる。   However, in the above-described reactor isolation cooling system, the reactor isolation branched from the upstream side of the main steam isolation valve 147 is used to cool the fuel in the reactor pressure vessel 100 when hydrogen is generated in the reactor. If the main steam containing hydrogen passing through the piping of the hourly cooling system is continuously supplied into the reactor pressure vessel 100, the hydrogen amount or the hydrogen concentration in the reactor pressure vessel 100 may increase. Therefore, if the combustible gas concentration control system and the emergency gas processing system shown in FIGS. 3 and 4 are placed in a situation where they do not function, the potential danger of hydrogen explosion increases. Therefore, various measures for preventing the loss of all power sources are taken, and it is necessary to further improve the safety of the system itself.

そこで、図６に示す本発明の実施例１では、上述した構成の原子炉隔離時冷却系の蒸気駆動タービン１４２の上流側に、酸素発生器１４５と再結合器１４６を設置したことを特徴としている。   Therefore, the first embodiment of the present invention shown in FIG. 6 is characterized in that the oxygen generator 145 and the recombiner 146 are installed upstream of the steam-driven turbine 142 of the reactor isolation cooling system having the above-described configuration. Yes.

即ち、事故時に冷却が不十分で原子炉圧力容器１００内の圧力が高まった時に、原子炉隔離時冷却系を作動させるが、これによって、高温の蒸気（１００〜３００℃）と共に、原子炉圧力容器１００内の水素と酸素が酸素発生器１４５に流入する。ここで、炉内で発生した水素に対し、酸素が十分過剰であると酸素発生器１４５内の酸素分圧が高いため、酸素発生器１４５内に内蔵された金属酸化物は酸素を放出しない。そのため、水素と酸素は、酸素発生器１４５を抜けて再結合器１４６に流入し、高温の蒸気で加熱された再結合用の触媒（白金又はパラジウム）上で再結合反応により水に変わり水素濃度が低下する。水素と酸素の反応の進んだ蒸気は、蒸気駆動タービン１４２を抜けてサプレッションプール１０５に流入して、そこで凝縮する。   That is, when cooling is insufficient at the time of an accident and the pressure in the reactor pressure vessel 100 is increased, the reactor isolation cooling system is operated. This causes the reactor pressure along with high-temperature steam (100 to 300 ° C.). Hydrogen and oxygen in the container 100 flow into the oxygen generator 145. Here, if oxygen is sufficiently excessive with respect to hydrogen generated in the furnace, the oxygen partial pressure in the oxygen generator 145 is high, so that the metal oxide incorporated in the oxygen generator 145 does not release oxygen. Therefore, hydrogen and oxygen pass through the oxygen generator 145 and flow into the recombiner 146, and turn into water by a recombination reaction on the recombination catalyst (platinum or palladium) heated by high-temperature steam, and the hydrogen concentration Decreases. The steam having advanced the reaction between hydrogen and oxygen passes through the steam-driven turbine 142 and flows into the suppression pool 105 where it condenses.

一方、炉内で発生した水素に対し酸素が不足しているときには、酸素発生器１４５内の酸素分圧が低くなり、酸素発生器１４５内に内蔵された金属酸化物は、酸素発生器１４５内で酸素と金属酸化物間の平衡反応により、酸素分圧を上げるために酸素が放出される。そのため、酸素発生器１４５内で酸素濃度の上昇した蒸気が再結合器１４６に流入し、高温の蒸気で加熱された再結合用の触媒（白金又はパラジウム）上で再結合反応により水に変わり蒸気中の水素濃度が低下する。水素と酸素の反応の進んだ蒸気は、蒸気駆動タービン１４２を抜けてサプレッションプール１０５に流入して、そこで凝縮する。   On the other hand, when oxygen is insufficient with respect to hydrogen generated in the furnace, the oxygen partial pressure in the oxygen generator 145 is lowered, and the metal oxide incorporated in the oxygen generator 145 is not contained in the oxygen generator 145. Then, due to the equilibrium reaction between oxygen and metal oxide, oxygen is released to increase the oxygen partial pressure. Therefore, steam having an increased oxygen concentration in the oxygen generator 145 flows into the recombiner 146 and is converted into water by a recombination reaction on the recombination catalyst (platinum or palladium) heated by the high-temperature steam. The hydrogen concentration inside decreases. The steam having advanced the reaction between hydrogen and oxygen passes through the steam-driven turbine 142 and flows into the suppression pool 105 where it condenses.

このような本発明の実施例１によれば、格納容器１０９内の水素濃度の上昇が抑制されるので、水素爆発の危険性がなくなり、安全性が向上する。   According to the first embodiment of the present invention, since the increase in the hydrogen concentration in the storage container 109 is suppressed, the danger of hydrogen explosion is eliminated and the safety is improved.

尚、酸素発生器１４５内に内蔵された金属酸化物は、酸素発生器１４５内で酸素を放出しやすい特性を持つものを使用し、酸素発生器１４５内での酸素量が水素との反応に十分になるように、酸素発生器１４５の容量を設計すればよい。高温で酸素を発生しやすい金属酸化物としては、Fe3O4、Cu2O、CeO2、NiOがあり、これらの中から選ばれた少なくとも一つの化合物を用いればよい。 The metal oxide incorporated in the oxygen generator 145 is a metal oxide that has a characteristic of easily releasing oxygen in the oxygen generator 145, and the amount of oxygen in the oxygen generator 145 reacts with hydrogen. What is necessary is just to design the capacity | capacitance of the oxygen generator 145 so that it may become enough. Examples of metal oxides that easily generate oxygen at high temperatures include Fe 3 O 4, Cu 2 O, CeO 2 , and NiO, and at least one compound selected from these may be used.

平衡反応のギブスの自由エネルギーΔＧと酸素の分圧ＰO2は
ΔG＝RTlnPO2
として与えられ、エリンガム図からその温度での酸素分圧が求められ、酸素分圧の高いグループに所属する上記の金属酸化物を使用すればよい。温度特性が異なるので、広い温度範囲をカバーする場合、これらの酸化物の中から組み合わせて使用すればよい。 Gibbs free energy ΔG of equilibrium reaction and oxygen partial pressure P O2 are ΔG ＝ RTlnP O2
The oxygen partial pressure at that temperature is obtained from the Ellingham diagram, and the above metal oxide belonging to a group having a high oxygen partial pressure may be used. Since the temperature characteristics are different, these oxides may be used in combination when covering a wide temperature range.

また、金属酸化物の表面での平衡反応を速やかに進行させるため、Fe3O4、Cu2O、CeO2、NiOの中から選ばれた少なくとも一つの化合物に、少量の白金やパラジウムを金属酸化物中に添加させることで、酸素発生器１４５の酸素発生効率は向上する。また、これは、同時に金属酸化物を直接水素で還元することも可能となる。この酸素発生器１４５は、金属酸化物を使用するため、長期的に安定に酸素を保管することができることも特徴である。 In addition, a small amount of platinum or palladium is oxidized to at least one compound selected from Fe 3 O4, Cu 2 O, CeO 2 , and NiO in order to rapidly promote the equilibrium reaction on the surface of the metal oxide. By adding it to the product, the oxygen generation efficiency of the oxygen generator 145 is improved. This also allows the metal oxide to be reduced directly with hydrogen at the same time. Since this oxygen generator 145 uses a metal oxide, it is also characterized in that oxygen can be stored stably for a long period of time.

また、再結合器１４６内の再結合触媒は、白金或いはパラジウムをアルミナ担体に担持したペレットや、白金或いはパラジウムをアルミナに担持させ金属スポンジ上に付着させて、その上に白金を含浸させた金属触媒を使用する。事故時の高温の蒸気によって再結合反応に必要な温度（１２０℃以上）に加熱され、水素と酸素が流入すると触媒上で再結合反応が生じる。   In addition, the recombination catalyst in the recombiner 146 includes a pellet in which platinum or palladium is supported on an alumina carrier, or a metal in which platinum or palladium is supported on alumina and adhered onto a metal sponge and then impregnated with platinum. Use a catalyst. When the hydrogen is heated to a temperature necessary for the recombination reaction (120 ° C. or higher) by the high-temperature steam at the time of the accident and hydrogen and oxygen flow in, the recombination reaction occurs on the catalyst.

次に、本発明の原子力発電プラントの実施例２について、図７を用いて説明する。その構成は、図１に示した従来例と略同一のため、ここでは、本発明に関連する部分の説明とする。また、図１に示した使用済み燃料プール１０１や蒸気乾燥器気水分離器ピット１１１などは省略している。また、原子炉隔離時冷却系については、図５で示している。   Next, Example 2 of the nuclear power plant of the present invention will be described with reference to FIG. Since the structure is substantially the same as that of the conventional example shown in FIG. Further, the spent fuel pool 101 and the steam dryer steam-water separator pit 111 shown in FIG. 1 are omitted. The reactor isolation cooling system is shown in FIG.

図７に示す本発明の実施例２では、原子炉隔離時冷却系の蒸気駆動タービン１４２の上流側に第１の再結合器１４６a、酸素発生器１４５、及び第２の再結合器１４６bを設置したことを特徴としている。図６に示した実施例１との違いは、酸素発生器１４５の上流に、もう一つの第２の再結合器１４６ｂを設置したことである。   In the second embodiment of the present invention shown in FIG. 7, the first recombiner 146a, the oxygen generator 145, and the second recombiner 146b are installed on the upstream side of the steam-driven turbine 142 of the reactor isolation cooling system. It is characterized by that. The difference from the first embodiment shown in FIG. 6 is that another second recombiner 146 b is installed upstream of the oxygen generator 145.

これによって、事故時に冷却が不十分で原子炉圧力容器１００内の圧力が高まった時に、原子炉隔離時冷却系を作動させると、高温の蒸気（１００〜３００℃）と共に、原子炉圧力容器１００内の水素と酸素が、初めに第２の再結合器１４６ｂに流入し、次に酸素発生器１４５に流入する。ここで、蒸気中に含まれる酸素と水素が再結合反応し、もともとの蒸気に含まれていた水素と酸素の濃度が低下する。もともと酸素が水素に対して十分過剰である場合には水素は消費されてしまい、酸素発生器１４５と第１の再結合器１４６ａを酸素を含んだ蒸気が通り抜けることになる。   As a result, when the reactor isolation vessel cooling system is operated when the pressure in the reactor pressure vessel 100 is increased due to insufficient cooling at the time of an accident, the reactor pressure vessel 100 is heated together with high-temperature steam (100 to 300 ° C.). The hydrogen and oxygen in the flow first flow into the second recombiner 146 b and then flow into the oxygen generator 145. Here, oxygen and hydrogen contained in the vapor undergo a recombination reaction, and the concentration of hydrogen and oxygen contained in the original vapor is lowered. Originally, when oxygen is sufficiently excessive with respect to hydrogen, hydrogen is consumed, and vapor containing oxygen passes through the oxygen generator 145 and the first recombiner 146a.

一方、炉内で発生した水素に対し酸素が不足しているときには、第２の再結合器１４６ｂで酸素がほとんど消費されてしまうため、酸素発生器１４５には酸素の欠乏した条件で、水素が流入することになる。そのため、酸素発生器１４５から酸素が供給されて、第１の再結合器１４６ａに入り再結合反応が進行することになる。   On the other hand, when oxygen is insufficient with respect to hydrogen generated in the furnace, oxygen is almost consumed in the second recombiner 146b. Will flow in. Therefore, oxygen is supplied from the oxygen generator 145, enters the first recombiner 146a, and the recombination reaction proceeds.

このような本発明の実施例２によれば、再結合反応を酸素発生器１４５の前で一度進行させておくことで、酸素発生器１４５に流入する酸素濃度が下がり、効果的に酸素を供給することができ、格納容器１０９内の水素濃度の上昇が効果的に抑制されるので、安全性が向上する。   According to the second embodiment of the present invention, the concentration of oxygen flowing into the oxygen generator 145 is lowered by allowing the recombination reaction to proceed once in front of the oxygen generator 145, thereby effectively supplying oxygen. Since the increase in the hydrogen concentration in the storage container 109 is effectively suppressed, safety is improved.

次に、本発明の原子力発電プラントの実施例３について、図８を用いて説明する。その構成は、図１に示した従来例と略同一のため、ここでは、本発明に関連する部分の説明とする。また、図１に示した使用済み燃料プール１０１や蒸気乾燥器気水分離器ピット１１１などは省略している。また、主蒸気逃がし安全弁１４３からサプレションプール１０５に至る排気管１４４は、図２で説明した通りである。   Next, Example 3 of the nuclear power plant of the present invention will be described with reference to FIG. Since the structure is substantially the same as that of the conventional example shown in FIG. Further, the spent fuel pool 101 and the steam dryer steam-water separator pit 111 shown in FIG. 1 are omitted. Further, the exhaust pipe 144 from the main steam relief safety valve 143 to the suppression pool 105 is as described in FIG.

図８に示す本発明の実施例３では、主蒸気逃がし安全弁１４３からサプレッションプール１０５に至る排気管１４４の途中に、酸素発生器１４５及び再結合器１４６を設置したことを特徴としている。図８の実施例３では、酸素発生器１４５及び再結合器１４６を、ドライウエル１１０内に設置している。   The third embodiment of the present invention shown in FIG. 8 is characterized in that an oxygen generator 145 and a recombiner 146 are installed in the middle of an exhaust pipe 144 from the main steam relief safety valve 143 to the suppression pool 105. In Example 3 of FIG. 8, the oxygen generator 145 and the recombiner 146 are installed in the dry well 110.

本実施例の主蒸気逃がし安全弁１４３は、原子炉圧力容器１００の内圧が上昇したときに作動し、このとき原子炉圧力容器内１００内の蒸気は、排気管１４４を通ってサプレションプール１０５に流入して凝縮する。従って、本実施例は、全電源喪失時も動力なし主蒸気逃がし安全弁１４３の設定圧力で作動することができる。   The main steam relief safety valve 143 according to the present embodiment operates when the internal pressure of the reactor pressure vessel 100 rises. At this time, the steam in the reactor pressure vessel 100 passes through the exhaust pipe 144 to the suppression pool 105. It flows in and condenses. Therefore, this embodiment can operate at the set pressure of the main steam escape safety valve 143 without power even when the entire power source is lost.

本実施例の構成では、高温の蒸気（１００〜３００℃）と共に、原子炉圧力容器１００内の水素と酸素が酸素発生器１４５に流入する。ここで、炉内で発生した水素に対し、酸素が十分過剰であると、酸素発生器１４５内の酸素分圧が高いため、酸素発生器１４５内に内蔵された金属酸化物は酸素を放出しない。そのため、水素と酸素は酸素発生器１４５を抜けて、再結合器１４６に流入し高温の蒸気で加熱された再結合用の触媒（白金又はパラジウム）上で再結合反応により水に変わり水素濃度が低下する。水素と酸素の反応の進んだ蒸気は、サプレッションプール１０５に流入して、そこで凝縮する。   In the configuration of this embodiment, hydrogen and oxygen in the reactor pressure vessel 100 flow into the oxygen generator 145 together with high-temperature steam (100 to 300 ° C.). Here, if the oxygen is sufficiently excessive with respect to the hydrogen generated in the furnace, the oxygen partial pressure in the oxygen generator 145 is high, so that the metal oxide incorporated in the oxygen generator 145 does not release oxygen. . Therefore, hydrogen and oxygen pass through the oxygen generator 145, flow into the recombiner 146, and turn into water by the recombination reaction on the recombination catalyst (platinum or palladium) heated by high-temperature steam, and the hydrogen concentration descend. The steam having undergone the reaction between hydrogen and oxygen flows into the suppression pool 105 and condenses there.

一方、炉内で発生した水素に対し酸素が不足しているときには、酸素発生器１４５内の酸素分圧が低くなり、酸素発生器１４５内に内蔵された金属酸化物は、酸素発生器１４５内で、酸素と金属酸化物間の平衡反応により酸素分圧を上げるために酸素が放出される。そのため、酸素発生器１４５内で酸素濃度の上昇した蒸気が再結合器１４６に流入し、高温の蒸気で加熱された再結合用の触媒（白金又はパラジウム）上で再結合反応により水に変わり蒸気中の水素濃度が低下する。水素と酸素の反応の進んだ蒸気は、サプレッションプール１０５に流入して、そこで凝縮する。   On the other hand, when oxygen is insufficient with respect to hydrogen generated in the furnace, the oxygen partial pressure in the oxygen generator 145 is lowered, and the metal oxide incorporated in the oxygen generator 145 is not contained in the oxygen generator 145. Thus, oxygen is released in order to increase the oxygen partial pressure by an equilibrium reaction between oxygen and the metal oxide. Therefore, steam having an increased oxygen concentration in the oxygen generator 145 flows into the recombiner 146 and is converted into water by a recombination reaction on the recombination catalyst (platinum or palladium) heated by the high-temperature steam. The hydrogen concentration inside decreases. The steam having undergone the reaction between hydrogen and oxygen flows into the suppression pool 105 and condenses there.

このような実施例３によれば、格納容器１０９内の水素濃度の上昇が抑制されるので、安全性が向上する。   According to the third embodiment, since the increase in the hydrogen concentration in the storage container 109 is suppressed, safety is improved.

次に、本発明の原子力発電プラントの実施例４について、図９を用いて説明する。その構成は、図１に示した従来例と略同一のため、ここでは、本発明に関連する部分の説明とする。また、図１に示した使用済み燃料プール１０１や蒸気乾燥器気水分離器ピット１１１などは省略している。また、原子炉隔離時冷却系については、図５で示している。   Next, Example 4 of the nuclear power plant of the present invention will be described with reference to FIG. Since the structure is substantially the same as that of the conventional example shown in FIG. Further, the spent fuel pool 101 and the steam dryer steam-water separator pit 111 shown in FIG. 1 are omitted. The reactor isolation cooling system is shown in FIG.

図９に示す実施例４の原子炉隔離時冷却系は、図５と同じであり、原子炉圧力容器１００と格納容器１０９内の圧力差で駆動するので、全電源停止時でもこの系統を機能させることができる。   The reactor isolation cooling system of the fourth embodiment shown in FIG. 9 is the same as that shown in FIG. 5 and is driven by a pressure difference between the reactor pressure vessel 100 and the containment vessel 109. Can be made.

そこで、図９に示す本発明の実施例４では、原子炉隔離時冷却系の蒸気駆動タービン１４２の上流側に、畜圧式ヨウ素タンク１４８を設置したことを特徴としている。   Therefore, the fourth embodiment of the present invention shown in FIG. 9 is characterized in that a livestock pressure iodine tank 148 is installed on the upstream side of the steam-driven turbine 142 of the reactor isolation cooling system.

図９に示す実施例４では、事故時に冷却が不十分で原子炉圧力容器１００内の圧力が高まった時に、原子炉隔離時冷却系を作動させる。これによって、高温の蒸気（１００〜３００℃）と共に、原子炉圧力容器１００内の水素と酸素が畜圧式ヨウ素タンク１４８に流入する。ここで、炉内で発生した水素を処理しないでいると、サプレッションプール１０５に流入した蒸気が凝集した後、含まれていた水素がサプレッションプール１０５内に蓄積していき、圧力が上昇する。
そこで、全電源喪失時に原子炉隔離時冷却系が作動すると、その信号を受けて畜圧式ヨウ素タンク１４８から原子炉隔離時冷却系内にヨウ素が噴射される。これによって、
Ｉ２ +Ｈ２ → ２ＨＩ（気体）
ＨＩ（気体） + Ｈ２Ｏ（液体） → Ｈ３Ｏ+ + Ｉ−
の反応が生じ、ＨＩが水に可溶であるので、サプレッションプール１０５内に蒸気が流入すると反応で生じたＨＩは、プール水に溶解し、このとき水素を酸として溶解することで、格納容器１０９内の水素濃度の上昇を抑えることができる。 In Example 4 shown in FIG. 9, when the cooling is insufficient at the time of an accident and the pressure in the reactor pressure vessel 100 is increased, the reactor isolation cooling system is operated. As a result, hydrogen and oxygen in the reactor pressure vessel 100 flow into the livestock pressure iodine tank 148 together with high-temperature steam (100 to 300 ° C.). Here, if the hydrogen generated in the furnace is not treated, the steam flowing into the suppression pool 105 aggregates, and then the contained hydrogen accumulates in the suppression pool 105 and the pressure rises.
Therefore, when the reactor isolation cooling system is activated when the entire power source is lost, iodine is injected into the reactor isolation cooling system from the livestock pressure iodine tank 148 in response to the signal. by this,
I 2 + H 2 → 2HI (gas)
HI (gas) + H 2 O (liquid) → H 3 O + + I −
Since HI is soluble in water, when steam flows into the suppression pool 105, the HI generated by the reaction dissolves in the pool water, and at this time, hydrogen is dissolved as an acid, thereby containing the containment vessel. An increase in the hydrogen concentration in 109 can be suppressed.

このような実施例４によれば、格納容器１０９内の水素濃度の上昇が抑制されるので、安全性が向上する。   According to the fourth embodiment, since the increase in the hydrogen concentration in the storage container 109 is suppressed, safety is improved.

１００…原子炉圧力容器、１０１…使用済み燃料プール、１０２…ドライウエルヘッド、１０３…原子炉ウエル、１０５…サプレッションプール、１０６…ベント管、１０７…サプレッションチャンバー、１０８…ダイヤフラムフロア、１０９…格納容器、１１０…ドライウエル、１１１…蒸気乾燥器気水分離器ピット、１１２…クレーン、１１３…ブロア、１１４…加熱器、１１５、１４６…再結合器、１１６…冷却器、１１７…気水分離器、１１８…乾燥装置、１１９…ファン、１２０…フィルタ、１２１…排気塔、１４０…復水貯蔵タンク 、１４１…原子炉隔離時冷却ポンプ、１４２…蒸気駆動タービン、１４３…主蒸気逃がし安全弁、１４４…排気管、１４５…酸素発生器、１４６ａ…第１の再結合器、１４６ｂ…第２の再結合器、１４７…主蒸気隔離弁、１４８…畜圧式ヨウ素タンク。   DESCRIPTION OF SYMBOLS 100 ... Reactor pressure vessel, 101 ... Used fuel pool, 102 ... Dry well head, 103 ... Reactor well, 105 ... Suppression pool, 106 ... Vent pipe, 107 ... Suppression chamber, 108 ... Diaphragm floor, 109 ... Containment vessel 110 ... Dry well, 111 ... Steam dryer, steam separator pit, 112 ... Crane, 113 ... Blower, 114 ... Heater, 115, 146 ... Recombiner, 116 ... Cooler, 117 ... Steam separator DESCRIPTION OF SYMBOLS 118 ... Dryer, 119 ... Fan, 120 ... Filter, 121 ... Exhaust tower, 140 ... Condensate storage tank, 141 ... Reactor isolation cooling pump, 142 ... Steam drive turbine, 143 ... Main steam relief safety valve, 144 ... Exhaust Tube, 145 ... oxygen generator, 146a ... first recombiner, 146b ... second recombiner, 147 ... Main steam isolation valve, 148 ... Livestock pressure type iodine tank.

Claims (16)

原子炉圧力容器を収納している格納容器を備え、これらが原子炉建屋で覆われていると共に、前記原子炉圧力容器から前記格納容器内に向けて全電源喪失時でも水素を含む蒸気が放出可能な原子炉隔離時冷却系を備えた原子力発電プラントにおいて、
前記原子炉隔離時冷却系の途中に、前記原子炉圧力容器内で発生した水素と反応させるための酸素を発生する金属酸化物が収められた酸素発生器と、該酸素発生器の下流側に位置し、前記原子炉圧力容器内で発生した水素を酸素と再結合させて水に戻すための触媒が納められた再結合器とが設置されていることを特徴とする原子力発電プラント。 Contained in containment vessels that contain reactor pressure vessels, these are covered with the reactor building, and steam containing hydrogen is released from the reactor pressure vessel into the containment vessel even when all power is lost In nuclear power plants with possible reactor isolation cooling systems,
An oxygen generator containing a metal oxide that generates oxygen for reacting with hydrogen generated in the reactor pressure vessel in the middle of the reactor isolation cooling system, and on the downstream side of the oxygen generator And a recombiner in which a catalyst for recombining hydrogen generated in the reactor pressure vessel with oxygen and returning it to water is installed. 請求項１に記載の原子力発電プラントにおいて、
前記原子炉圧力容器から前記格納容器内に向けて全電源喪失時でも水素を含む蒸気が放出可能な原子炉隔離時冷却系は、主蒸気配管から蒸気駆動タービンを経てサプレッションプールにつながる配管から成り、前記蒸気駆動タービンの上流側の前記配管の途中に、前記酸素発生器と前記再結合器が設置されていることを特徴とする原子力発電プラント。 In the nuclear power plant according to claim 1,
The reactor isolation cooling system capable of releasing steam containing hydrogen from the reactor pressure vessel into the containment vessel even when all power is lost consists of piping connected from the main steam piping to the suppression pool via the steam-driven turbine. The nuclear power plant, wherein the oxygen generator and the recombiner are installed in the middle of the pipe upstream of the steam-driven turbine. 請求項２に記載の原子力発電プラントにおいて、
前記酸素発生器の上流側の配管の途中に、前記再結合器とは別の再結合器が配置されていることを特徴とする原子力発電プラント。 In the nuclear power plant according to claim 2,
A nuclear power plant, wherein a recombiner different from the recombiner is arranged in the middle of a pipe upstream of the oxygen generator. 請求項１に記載の原子力発電プラントにおいて、
前記原子炉圧力容器から前記格納容器内に向けて全電源喪失時でも水素を含む蒸気が放出可能な原子炉隔離時冷却系は、主蒸気配管に設けられた主蒸気逃がし安全弁からサプレッションプールにつながる排気管から成り、前記排気管の途中に、前記酸素発生器と前記再結合器が設置されていることを特徴とする原子力発電プラント。 In the nuclear power plant according to claim 1,
A reactor isolation cooling system that can release steam containing hydrogen from the reactor pressure vessel into the containment vessel even when all power is lost leads to a suppression pool from a main steam relief safety valve provided in the main steam pipe A nuclear power plant comprising an exhaust pipe, wherein the oxygen generator and the recombiner are installed in the middle of the exhaust pipe. 請求項１乃至４のいずれかに記載の原子力発電プラントにおいて、
前記再結合器に納められている触媒は、Ｐｄ或いはＰｔをアルミナに担持させた構造を有する粒子状、又はＰｄ或いはＰｔをアルミナに担持させ金属スポンジ上に付着させた形状であることを特徴とする原子力発電プラント。 In the nuclear power plant according to any one of claims 1 to 4,
The catalyst accommodated in the recombiner is in the form of particles having a structure in which Pd or Pt is supported on alumina, or in a shape in which Pd or Pt is supported on alumina and deposited on a metal sponge. A nuclear power plant. 請求項１乃至４のいずれかに記載の原子力発電プラントにおいて、
前記酸素発生器に納められた金属酸化物は、Fe3O4、CeO2、Cu2O、NiOの中から選ばれた少なくとも一つの化合物、又はFe3O4、CeO2、Cu2O、NiOの中から選ばれた少なくとも一つの化合物に少量のPt又はPdを添加されたものであることを特徴とする原子力発電プラント。 In the nuclear power plant according to any one of claims 1 to 4,
The metal oxide stored in the oxygen generator is at least one compound selected from Fe 3 O 4 , CeO 2 , Cu 2 O, and NiO, or Fe 3 O 4 , CeO 2 , Cu 2 O, A nuclear power plant comprising a small amount of Pt or Pd added to at least one compound selected from NiO. 原子炉圧力容器を収納している格納容器を備え、これらが原子炉建屋で覆われていると共に、前記原子炉圧力容器から前記格納容器内に向けて全電源喪失時でも水素を含む蒸気が放出可能な原子炉隔離時冷却系を備えた原子力発電プラントにおいて、
前記原子炉隔離時冷却系の途中に、全電源喪失時に前記原子炉隔離時冷却系内を通る前記水素と反応させるヨウ素を噴射する畜圧式ヨウ素タンクが設置されていることを特徴とする原子力発電プラント。 Contained in containment vessels that contain reactor pressure vessels, these are covered with the reactor building, and steam containing hydrogen is released from the reactor pressure vessel into the containment vessel even when all power is lost In nuclear power plants with possible reactor isolation cooling systems,
In the middle of the reactor isolation cooling system, a nuclear power generation tank is installed that injects iodine to react with the hydrogen that passes through the reactor isolation cooling system when the entire power source is lost. plant. 請求項７に記載の原子力発電プラントにおいて、
前記原子炉圧力容器から前記格納容器内に向けて全電源喪失時でも水素を含む蒸気が放出可能な原子炉隔離時冷却系は、主蒸気配管から蒸気駆動タービンを経てサプレッションプールにつながる配管から成り、前記蒸気駆動タービンの上流側の前記配管の途中に、全電源喪失時に前記配管内を通る前記水素と反応させるヨウ素を噴射する畜圧式ヨウ素タンクが設置されていることを特徴とする原子力発電プラント。 The nuclear power plant according to claim 7,
The reactor isolation cooling system capable of releasing steam containing hydrogen from the reactor pressure vessel into the containment vessel even when all power is lost consists of piping connected from the main steam piping to the suppression pool via the steam-driven turbine. A nuclear power plant is provided in the middle of the pipe on the upstream side of the steam-driven turbine, which injects iodine to react with the hydrogen passing through the pipe when the entire power source is lost. . 請求項７又は８に記載の原子力発電プラントにおいて、
全電源喪失時に前記原子炉隔離時冷却系又は前記配管が作動すると、その信号を受けて前記畜圧式ヨウ素タンクから前記原子炉隔離時冷却系又は前記配管内にヨウ素が噴射されることを特徴とする原子力発電プラント。 In the nuclear power plant according to claim 7 or 8,
When the reactor isolation cooling system or the pipe is operated when the total power supply is lost, iodine is injected into the reactor isolation cooling system or the pipe from the animal pressure iodine tank in response to the signal. A nuclear power plant. 原子炉圧力容器を収納している格納容器を備え、これらが原子炉建屋で覆われていると共に、電源喪失により可燃性ガス濃度制御系が作動しないときに、前記原子炉圧力容器から前記格納容器内に向けて全電源喪失時でも水素を含む蒸気を放出可能な原子炉隔離時冷却系を作動させて原子力発電プラントを運転するに当たり、
前記原子炉圧力容器内の蒸気と共に該原子炉圧力容器内で発生した水素を、前記原子炉隔離時冷却系の途中に設置されている前記水素と反応させるための酸素を発生する金属酸化物が収められた酸素発生器を通過させた後に、前記原子炉隔離時冷却系の途中に設置されている前記水素を酸素と再結合させて水に戻すための触媒が納められた再結合器を通過させるように運転することを特徴とする原子力発電プラントの運転方法。 A containment vessel containing a reactor pressure vessel, which is covered with the reactor building and when the combustible gas concentration control system does not operate due to power loss, the containment vessel from the reactor pressure vessel When operating a nuclear power plant by operating a reactor isolation cooling system that can release steam containing hydrogen even when all power is lost
A metal oxide that generates oxygen for reacting the hydrogen generated in the reactor pressure vessel together with the steam in the reactor pressure vessel with the hydrogen installed in the middle of the reactor isolation cooling system, After passing through the stored oxygen generator, it passes through the recombiner containing the catalyst for recombining the hydrogen with oxygen and returning it to water in the middle of the reactor isolation cooling system. A method for operating a nuclear power plant, wherein the operation is performed such that 請求項１０に記載の原子力発電プラントの運転方法において、
前記原子炉圧力容器から前記格納容器内に向けて全電源喪失時でも水素を含む蒸気が放出可能な原子炉隔離時冷却系は、主蒸気配管から蒸気駆動タービンを経てサプレッションプールにつながる配管であり、前記原子炉圧力容器内の蒸気と共に該原子炉圧力容器内で発生した水素を、前記蒸気駆動タービンの上流側の前記配管の途中に設置された前記酸素発生器を通過させた後に、前記配管の途中に設置された前記再結合器を通過させるように運転することを特徴とする原子力発電プラントの運転方法。 The operation method of the nuclear power plant according to claim 10,
The reactor isolation cooling system that can discharge steam containing hydrogen from the reactor pressure vessel into the containment vessel even when the entire power supply is lost is a pipe that leads from the main steam pipe to the suppression pool via the steam-driven turbine. The hydrogen generated in the reactor pressure vessel together with the steam in the reactor pressure vessel passes through the oxygen generator installed in the middle of the piping on the upstream side of the steam-driven turbine, and then the piping A method for operating a nuclear power plant, wherein the operation is performed so as to pass through the recombiner installed in the middle of the plant. 請求項１１に記載の原子力発電プラントの運転方法において、
前記水素が前記酸素発生器を通過する前に、該酸素発生器の上流側の配管の途中に設置された前記再結合器とは別の再結合器を前記水素が通過するように運転することを特徴とする原子力発電プラントの運転方法。 The operation method of the nuclear power plant according to claim 11,
Before the hydrogen passes through the oxygen generator, the hydrogen is operated so as to pass through a recombiner different from the recombiner installed in the middle of the pipe upstream of the oxygen generator. A method of operating a nuclear power plant characterized by the above. 請求項１０に記載の原子力発電プラントの運転方法において、
前記原子炉圧力容器から前記格納容器内に向けて全電源喪失時でも水素を含む蒸気が放出可能な原子炉隔離時冷却系は、主蒸気配管に設けられた主蒸気逃がし安全弁からサプレッションプールにつながる排気管であり、前記原子炉圧力容器内の蒸気と共に該原子炉圧力容器内で発生した水素を、前記排気管の途中に設置された前記酸素発生器を通過させた後に、前記排気管の途中に設置された前記再結合器を通過させるように運転することを特徴とする原子力発電プラントの運転方法。 The operation method of the nuclear power plant according to claim 10,
A reactor isolation cooling system that can release steam containing hydrogen from the reactor pressure vessel into the containment vessel even when all power is lost leads to a suppression pool from a main steam relief safety valve provided in the main steam pipe An exhaust pipe, and hydrogen generated in the reactor pressure vessel together with the steam in the reactor pressure vessel is passed through the oxygen generator installed in the middle of the exhaust pipe, and then in the middle of the exhaust pipe An operation method of a nuclear power plant, wherein the operation is performed so as to pass through the recombiner installed in the plant. 原子炉圧力容器を収納している格納容器を備え、これらが原子炉建屋で覆われていると共に、電源喪失により可燃性ガス濃度制御系が作動しないときに、前記原子炉圧力容器から前記格納容器内に向けて全電源喪失時でも水素を含む蒸気が放出可能な原子炉隔離時冷却系を作動させて原子力発電プラントを運転するに当たり、
全電源喪失時に畜圧式ヨウ素タンクに畜圧されたヨウ素を前記原子炉隔離時冷却系内に噴射し、前記原子炉隔離時冷却系内を通る蒸気中の水素と反応するように運転することを特徴とする原子力発電プラントの運転方法。 A containment vessel containing a reactor pressure vessel, which is covered with the reactor building and when the combustible gas concentration control system does not operate due to power loss, the containment vessel from the reactor pressure vessel When operating a nuclear power plant by operating a reactor isolation cooling system that can release steam containing hydrogen even when the entire power source is lost,
Iodine that has been squeezed into a pressure-pressure iodine tank when all power is lost is injected into the reactor isolation cooling system so that it reacts with hydrogen in the steam that passes through the reactor isolation cooling system. A method of operating a nuclear power plant characterized by the above. 請求項１４に記載の原子力発電プラントの運転方法において、
前記原子炉圧力容器から前記格納容器内に向けて全電源喪失時でも水素を含む蒸気が放出可能な原子炉隔離時冷却系は、主蒸気配管から蒸気駆動タービンを経てサプレッションプールにつながる配管であり、全電源喪失時に畜圧式ヨウ素タンクに畜圧されたヨウ素を前記配管内に噴射し、前記配管内を通る蒸気中の水素と反応するように運転することを特徴とする原子力発電プラントの運転方法。 The method of operating a nuclear power plant according to claim 14,
The reactor isolation cooling system that can discharge steam containing hydrogen from the reactor pressure vessel into the containment vessel even when the entire power supply is lost is a pipe that leads from the main steam pipe to the suppression pool via the steam-driven turbine. A method of operating a nuclear power plant, wherein when the total power supply is lost, the iodine pressure stored in the pressure-pressure iodine tank is injected into the pipe so as to react with hydrogen in the steam passing through the pipe. . 請求項１４又は１５に記載の原子力発電プラントの運転方法において、
全電源喪失時に前記原子炉隔離時冷却系又は前記配管が作動すると、その信号を受けて前記畜圧式ヨウ素タンクから前記原子炉隔離時冷却系又は前記配管内にヨウ素を噴射し、前記原子炉隔離時冷却系又は前記配管内を通る蒸気中の水素と反応するように運転することを特徴とする原子力発電プラントの運転方法。 In the operating method of the nuclear power plant of Claim 14 or 15,
When the reactor isolation cooling system or the piping is activated when the total power supply is lost, iodine is injected into the reactor isolation cooling system or the piping from the animal pressure type iodine tank in response to the signal, and the reactor isolation An operation method of a nuclear power plant, wherein the operation is performed so as to react with hydrogen in steam passing through the cooling system or the pipe.
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* Cited by examiner, † Cited by third party
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JP2020041834A (en) * 2018-09-06 2020-03-19 東芝エネルギーシステムズ株式会社 Hydrogen treatment system, nuclear reactor facility and hydrogen treatment method

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