JP2014010049A - 原子力プラントの水素処理システム - Google Patents
原子力プラントの水素処理システム Download PDFInfo
- Publication number
- JP2014010049A JP2014010049A JP2012146579A JP2012146579A JP2014010049A JP 2014010049 A JP2014010049 A JP 2014010049A JP 2012146579 A JP2012146579 A JP 2012146579A JP 2012146579 A JP2012146579 A JP 2012146579A JP 2014010049 A JP2014010049 A JP 2014010049A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- hydrogen
- gas
- reactor containment
- containment vessel
- treatment system
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
【課題】原子炉格納容器内の水素濃度を低減でき、かつ、水素透過膜の破損時において原子炉格納容器内のガスの外部環境への放出を防止できる原子力プラントの水素処理システムを提供する。
【解決手段】原子炉格納容器1に接続された水素処理装置2内に水素透過膜3を設ける。水素処理装置2に接続された配管24を、内部に冷却管9が配置された凝縮器12に接続する。配管24には、流量計4及び水素再結合器5が設けられる。酸素ガス供給装置6が水素再結合器5に接続される。水槽14が凝縮器12に接続される。原子炉格納容器1内の水素が、水素透過膜3を透過して水素再結合器5に導かれ、酸素ガス供給装置6からの酸素と反応して水蒸気になる。この水蒸気は凝縮器12内で凝縮される。水素透過膜3が破損した場合には、原子炉格納容器1内のガスが配管24、水素再結合器5及び凝縮器12内に閉じ込められる。
【選択図】図1
【解決手段】原子炉格納容器1に接続された水素処理装置2内に水素透過膜3を設ける。水素処理装置2に接続された配管24を、内部に冷却管9が配置された凝縮器12に接続する。配管24には、流量計4及び水素再結合器5が設けられる。酸素ガス供給装置6が水素再結合器5に接続される。水槽14が凝縮器12に接続される。原子炉格納容器1内の水素が、水素透過膜3を透過して水素再結合器5に導かれ、酸素ガス供給装置6からの酸素と反応して水蒸気になる。この水蒸気は凝縮器12内で凝縮される。水素透過膜3が破損した場合には、原子炉格納容器1内のガスが配管24、水素再結合器5及び凝縮器12内に閉じ込められる。
【選択図】図1
Description
本発明は、原子力プラントの水素処理システムに係り、特に、沸騰水型原子力発電プラントに適用するのに好適な原子力プラントの水素処理システムに関する。
原子力発電プラントにおいて、原子炉圧力容器に接続された配管等が破断した場合、配管の破断箇所から原子炉格納容器内に放出された放射性物質を含む蒸気が原子炉格納容器内に設けられた圧力抑制室内の圧力抑制プールの冷却水中に流入し、この冷却水の放射線分解によって水素ガスおよび酸素ガスが発生することが想定されている。このような事象を冷却材喪失事故という。冷却材喪失事故時において、万が一、原子炉圧力容器内の水位が低下して原子炉圧力容器内の炉心に装荷されている燃料集合体に含まれる燃料棒内の核燃料物質の温度が上昇すると、燃料棒の核燃料物質を包んでいる被覆管に含まれるジルコニウムと水蒸気が反応して水素ガスが発生する。この水素ガスが原子炉圧力容器から原子炉格納容器内に放出される。
冷却材喪失事故への対策として、圧力抑制室を有する原子炉格納容器を採用している沸騰水型原子力プラントでは、原子炉格納容器内に水素ガスが発生しても燃焼しないように、沸騰水型原子力プラントの運転中、原子炉格納容器内の雰囲気が窒素ガスに置換されている。さらに、沸騰水型原子力プラントは、原子炉格納容器に配管で接続された加熱式水素処理設備を設置している。冷却材喪失事故が発生したときには、ブロアの駆動により原子炉格納容器内の水素および酸素を含むガスを加熱式水素処理設備に供給し、加熱式水素処理設備の電気ヒーターによる加熱により水素と酸素を再結合させて水蒸気に変換する。また、水素を再結合する別の方法が特開平9−211188号公報に記載されている。特開平9−211188号公報は、沸騰水型原子力プラントの通常運転時において水の放射線分解により原子炉格納容器内に発生した水素ガスを除去するため、水素ガスを含む原子炉格納容器内のガスを再結合装置へ導いて酸素ガスと再結合させる方法を記載している。
また、近年は、受動的安全性に優れ、外部動力を必要としない触媒式の水素処理設備が開発されている。この触媒式水素処理設備の一例が、特開平10−227885号公報に記載されている。触媒式水素処理設備は、水素と酸素を反応させる触媒、および触媒を収納するチムニを有し、原子炉格納容器内のドライウェルおよび圧力抑制室に配置される。また、触媒式水素処理設備を、原子炉格納容器外で原子炉建屋内に配置した例が、特開2009−69122号公報に記載されている。
また、冷却材喪失事故において、ジルコニウムと水の反応では水素のみがガスとして発生して酸素ガスが発生しないため、発生した水素ガスの全量を酸素ガスと再結合するには新たに酸素ガスを再結合装置へ供給する必要がある。そこで、冷却材喪失事故において、酸素ガスを使用せずに水素ガスを原子炉格納容器内から除去する方法として、原子炉格納容器内のガスと水素透過膜を接触させ、水素透過膜を透過した水素ガスを原子炉格納容器外に排出し、原子炉格納容器内の水素濃度を低減する方法が特開平11−30694号公報および特開2001−141868号公報に記載されている。原子炉格納容器内から水素透過膜により分離された水素ガスは、ガスとして水素処理設備の外部へ排気される。現在、水素透過膜としてはパラジウム合金などの金属膜またはポリイミドなどの高分子膜が一般産業向けに実用化されている。
冷却材喪失事故において、水素透過膜を用いて原子炉格納容器内から水素ガスを除去する方法では、水素透過膜は合金膜と高分子膜ともに数百ナノメートルから数百マイクロメートルの厚さの薄膜であるため周りの構造物に比べて強度が弱く、水素透過膜の破損が起こることが懸念される。特開平11−30694号公報および特開2001−141868号公報に記載されている方法では、水素透過膜の破損が起こると原子炉格納容器内のガスが排気配管を通って水素処理設備の外部へ放出されることになる。冷却材喪失事故において炉心の燃料棒が破損した場合、原子炉格納容器内には核***生成物のガスが含まれる可能性があり、水素透過膜の破損時にも原子炉格納容器内部のガスが外部環境へ放出されないシステムが望まれている。
本発明の目的は、原子炉格納容器内の水素濃度を低減することができ、かつ、水素透過膜の破損時において原子炉格納容器内のガスの外部環境への放出を防止できる原子力プラントの水素処理システムを提供することにある。
上記した目的を達成する本発明の特徴は、原子炉格納容器内のガスに含まれた水素ガスを透過する水素透過膜を有する水素処理装置と、前記水素透過膜を透過して前記水素処理装置から排出される前記水素ガスと酸素ガスを再結合させる水素再結合器と、前記水素再結合器に酸素ガスを供給する酸素ガス供給装置とを備えたことにある。
原子炉格納容器内の水素ガスが水素処理装置内の水素透過膜を透過して水素再結合装置内に導かれ、水素再結合装置においてその水素ガスが酸素ガス供給装置から供給される酸素ガスと反応して水蒸気になるので、原子炉格納容器内の水素濃度を低減することができる。水素処理装置内の水素透過膜が破損した場合には、破損した水素透過膜を通過した、原子炉格納容器内のガスを水素処理システム内に閉じ込めることができるので、原子炉格納容器内のガスが外部環境に放出されることを防止することができる。
好ましくは、原子炉格納容器内のガスから水素ガスを分離回収するための水素透過膜と、水素透過膜を透過した水素の流量を測定する水素流量計と、水素ガスと酸素ガスを再結合させる水素再結合器と、水素再結合器に酸素ガスを供給する酸素ガス供給設備と、再結合により発生した水蒸気を凝縮させる凝縮器と、凝縮器に滞留した水を受ける水槽とを備えることが望ましい。
このような望ましい構成によれば、原子炉格納容器内の水素ガスと水素透過膜を接触させることで水素透過膜を水素ガスが透過し、原子炉格納容器内の水素ガス濃度が低減される。また、水素透過膜を透過した水素の流量を測定し、水素流量から透過水素の全量を再結合させるのに最低限必要な酸素ガス量を計算して水素再結合器へ酸素ガスを供給することで、余剰な水素ガスと酸素ガスを発生させずに水素ガスを再結合反応により水蒸気とすることができ、水蒸気を凝縮器で液体として回収することで外部へガスを放出せずに水素を処理できる。したがって、本発明の構成では大気中(外部環境)へ原子炉格納容器内のガスを放出せずに水素を処理するため、水素透過膜が破損した場合でも原子炉格納容器内のガスが大気中へ放出されることを防止することができる。また、水素透過膜を透過するガスのほぼ全量が水素ガスであるため、透過したガスの流量が水素透過量に相当し、水素流量測定を単純なガス流量計で実施することができる。
本発明によれば、冷却材喪失事故時に原子炉格納容器内に水素ガスが放出されたとき、原子炉格納容器内の水素濃度を低減することができ、かつ、水素透過膜の破損時において原子炉格納容器内のガスの外部環境への放出を防止できる。
本発明の実施例を以下に説明する。
本発明の好適な一実施例である実施例1の原子力プラントの水素処理システムを、図1を用いて説明する。
本実施例の原子力プラントの水素処理システム(以下、水素処理システムという)20は、沸騰水型原子力発電プラントに適用される。複数基の水素処理システム20が沸騰水型原子力発電プラントの原子炉格納容器1に設置される。各水素処理システム20は、水素透過膜3を有する水素処理装置2、流量計4、水素再結合器5、酸素ガス供給装置6および凝縮器12を備えている。
水素処理装置2は、容器の内部に水素透過膜3を設置しており、容器内に水素透過膜3で仕切られた領域2A,2Bを形成している。領域2Aは水素透過膜3の上流側に位置し、領域2Bは水素透過膜3の下流側に位置している。水素透過膜3として、合金膜および高分子膜を用いることができる。水素処理装置2に設置された水素透過膜3は、パラジウム合金膜であり、膜の厚さが15μm、膜の面積が50m2である。パラジウム合金膜の水素透過係数は、350℃において約10−8mol・s−1・m−1・Pa−0.5である。
水素処理装置2は、弁31を設けた配管19によって、炉心を内蔵する原子炉圧力容器(図示せず)を取り囲む原子炉格納容器1に接続される。配管19は領域2Aに連絡される。水素処理装置2に接続されて領域2Bに連絡された配管24が、凝縮器12に接続される。流量計4、逆止弁21および水素再結合器5が、この順に、水素処理装置2から凝縮器12に向かって配管24に設置される。酸素ガス供給装置6が、逆止弁22が設けられた配管27によって水素再結合器5に接続される。水素再結合器5内には、水素ガスと酸素ガスの再結合反応を促進させる触媒が充填されている。
冷却器8に接続された冷却管9が、凝縮器12内の上部領域に配置される。配管28が凝縮器12に接続されて凝縮器12内の上部領域に連絡され、弁33および排気ポンプ11が配管28に設けられる。配管24も凝縮器12内の上部領域に連絡される。圧力計10が弁32を設けた配管29によって凝縮器12に接続されて凝縮器12内の上部領域に連絡される。凝縮器12の底部に接続された配管25が水槽14内に挿入されて水槽14の底部付近に達しており、弁34が配管25に設けられる。弁35が設けられた配管26が水槽14に接続される。
原子炉圧力容器に接続された配管(例えば、主蒸気配管)が原子炉格納容器内で破断して冷却材喪失事故が発生したとする。原子炉圧力容器内の高温高圧の冷却水が、その配管の破断箇所から高温の水蒸気になって窒素ガスが充填された原子炉格納容器内のドライウェルに放出される。この冷却材喪失事故時において、万が一、原子炉圧力容器内の水位が低下して原子炉圧力容器内の燃料集合体に含まれる燃料棒内の核燃料物質の温度が上昇した場合には、燃料棒の核燃料物質を包んでいる被覆管に含まれるジルコニウムと水蒸気が反応して水素ガスが発生する。この水素ガスが原子炉圧力容器から原子炉格納容器内に放出される。このとき、核***生成物ガスも、水蒸気および水素ガスと共に原子炉格納容器内のドライウェルに放出される。
沸騰水型原子力発電プラントの通常運転時においては、弁33を開いて排気ポンプ11により凝縮器12内のガスを排気して凝縮器12内をあらかじめ減圧しておく。凝縮器12の内部が常温(25℃)であると、25℃における水の蒸気圧は3.1kPaであるので、凝縮器12の内部の圧力は水が沸騰しないように排気ポンプ11により5kPa程度に調節される。弁32は開いており、凝縮器12内の圧力は圧力計10で計測される。凝縮器12内が上記のように減圧された後、弁33を閉じる。弁31,34および35は、沸騰水型原子力発電プラントの通常運転時においては閉じられている。
冷却材喪失事故が発生して原子炉格納容器1内に水素ガスが放出されたとき、水素処理装置2に備え付けられたヒーター(図示せず)で水素処理装置2内の水素透過膜3を350℃まで加温する。また、冷却器8によって凝縮器12内の冷却管9を約10℃に冷却する。冷却材喪失事故時に、水蒸気の放出により一時的に原子炉格納容器1内の温度が上昇するが、水素処理システム20は原子炉格納容器1外に配置されているため凝縮器12の内部温度は上昇することはなく25℃である。
その後、原子炉格納容器1内の水素ガスの処理を開始するため、弁31を開き、原子炉格納容器1内のガスを配管19により水素処理装置2の領域2Aに導いて水素透過膜3と接触させる。領域2A内のガスに含まれている水素ガスは水素透過膜3を透過する。水素透過膜3は水素分圧が高い側(領域2A)から低い側(領域2B)へ水素ガスを透過させるため、原理的には、水素分圧が低い領域2Bの水素分圧が、水素分圧が高い領域2Aの水素分圧になるまで、水素ガスは水素透過膜3を透過し続ける。
冷却材喪失事故により発生する水素量が多く、原子炉格納容器1内の水素ガス分圧が100kPaである場合には、凝縮器12内のガス全圧が5kPaであるため、原子炉格納容器1内の水素ガスは、水素透過膜3を透過し、配管24を通して水素再結合器5に供給される。この水蒸気は、水素再結合器5で触媒の作用により酸素ガスと再結合されて水になる。水素ガスと酸素ガスの再結合反応は発熱反応であるため、再結合器5内の温度が高くなり、その反応により生成された水は水蒸気になる。
配管24に設けられた流量計4が水素再結合器5に供給される水素ガスの流量を計測する。水素ガスの流量を計測した流量計4から出力された水素流量信号7が制御装置(図示せず)に出力される。この制御装置は水素流量信号7に基づいて酸素ガス供給装置6を制御し、酸素ガス供給装置6から配管27を通して水素再結合器5に供給する酸素ガスの量を調節する。水素再結合器5に供給される酸素ガスの量は、水素透過膜3を透過して水素再結合器5に供給される水素ガスの全量を再結合させるために必要な最低限の酸素量とする。このため、水素再結合器5で水素ガスが酸素ガスと反応して水蒸気が生成する際に、水素ガスと酸素ガスは共に余剰になることはない。
水素再結合器5で水素ガスを処理している間、弁33が閉じられて排気ポンプ11は停止している。
水素透過膜3を透過した水素ガスが水素処理装置2から水素再結合器5へと流れる続けるため、水素再結合器5内で生成された水蒸気は、凝縮器12に導かれ、凝縮器12内で冷却管9内を流れる冷媒により凝縮されて水になり、凝縮器12内の下部領域に落下して凝縮器12内の下部領域に凝縮水13として溜められる。冷却管9内には、冷却器8で冷却された冷媒が供給される。凝縮器12の下部領域に溜められた凝縮水13の量が増加すると、凝縮器12内における凝縮水13の水位が上昇し、凝縮器12内における気相の体積が減少して凝縮器12の内部圧力が上昇する。圧力計10で計測されたその内部圧力が第1設定圧力まで上昇したとき、弁34および35を開いて凝縮器12の下部領域に溜まっている凝縮水13を、配管25を通して水槽14内に排出する。この凝縮水13は水槽14内に溜められる。凝縮器12から水槽14への凝縮水13の排出によって凝縮器12内の凝縮水13の量が減少し、凝縮器12の内部圧力が低下する。圧力計10で計測された凝縮器12の内部圧力が第1設定圧力よりも低い第2設定圧力まで低下したとき、弁34および35が閉じられ、凝縮器12から水槽14への凝縮水の排出が停止される。凝縮器12に接続された配管25の水槽14内に挿入された他端部は、水槽14内に溜められた凝縮水13内に浸漬されている。凝縮器12から水槽14への凝縮水の排出により、凝縮器12の内部圧力が第1設定圧力よりも高くならないようにしている。
以上のように、水素透過膜3を透過した水素ガスは水素再結合器5内で酸素ガスと再結合して水蒸気となり、その水蒸気は凝縮器12内で凝縮して回収され、そして凝縮水13の排出により凝縮器12内の気相体積を制御できるため、水素ガスの処理によって凝縮器12の内部圧力は第1設定圧力よりも高くならない。このため、水素処理システム20では、原子炉格納容器1内から水素処理装置2の領域2A内に流入して水素透過膜3を透過し、水素処理装置2の領域2Bに達した水素ガスは、領域2B内の水素分圧と凝縮器12の内部分圧(5kPa)との分圧差で配管24を通して凝縮器12に導かれる。領域2Bから水素再結合器5に水素ガスが供給されているときには、領域2B内の水素分圧は凝縮器12の内部分圧が高くなっている。水素再結合器5による水素ガスの処理は、領域2B内の水素分圧が凝縮器12の内部分圧に低下するまで継続して行われる。
このような状況において水素透過膜3を透過する水素ガスの流量、および酸素ガス供給装置10から水素再結合器5に供給する酸素ガスの供給量を原子炉格納容器1内の水素分圧に対して評価した結果を、図2に示す。図2に示されるように、本実施例により、原子炉格納容器1内の水素ガス分圧を凝縮器12内のガス全圧と等しくなるまで低減することができる。
水素処理システム20では、水素透過膜3が健全な状態では原子炉格納容器1内の水素ガスが水素透過膜3を透過し、原子炉格納容器1内の水蒸気、窒素ガス及び核***生成ガスが水素透過膜を透過しない。このため、水素透過膜3が健全な状態では、原子炉格納容器1内の水素濃度を低減することができる。さらに、水素透過膜3を透過した水素ガスが、水素再結合器5で酸素ガスとの反応で水蒸気に替えられ、この水蒸気が凝縮器12内で凝縮されて凝縮水13として溜められるので、容積を著しく低減することができる。水素再結合器5に供給される水素ガスの量に応じて水素再結合器5に供給する酸素ガスの量を調節しているため、水素再結合器5において余剰の水素ガス及び酸素ガスの発生を防止できる。
もし、原子炉格納容器1に設けられた複数基の水素処理システム20のうち一基の水素処理システム20において、万が一、水素透過膜3が破損した場合には、水素透過膜3が健全な残りの水素処理システム20によって、前述したように、原子炉格納容器1内の水素ガスが処理されるため、原子炉格納容器1内の水素濃度を低減することができる。水素透過膜3が破損した水素処理システム20では、弁34を閉じた状態で保持する。弁33も閉じている。このため、原子炉格納容器1から破損した水素透過膜3を通して配管24、水素再結合器5、及び凝縮器12内に流出した水蒸気、窒素ガス、核***生成ガス及び水素ガスは、配管24、水素再結合器5、及び凝縮器12内に閉じ込められ、これらのガスの外部環境への放出を防止することができる。
本発明の他の実施例である実施例2の原子力プラントの水素処理システムを、図3を用いて説明する。
本実施例の水素処理システム20Aは、沸騰水型原子力発電プラントに適用され、実施例1の水素処理システム20にポンプ15および配管30を追加した構成を有する。水素処理システム20Aの他の構成は水素処理システム20と同じである。ポンプ15は配管19に設けられる。配管30は、原子炉格納容器1及び水素処理装置2にそれぞれ接続され、領域2Aに連絡される。複数基の水素処理システム20Aが原子炉格納容器1に設けられる。ポンプ15は配管30に設けても良い。
実施例1と同様に、冷却材喪失事故が発生して原子炉圧力容器に接続された配管の破断箇所から原子炉格納容器1内に、水蒸気、核***生成物ガスおよび水素ガスが放出されたときには、弁31及び36が開いてポンプ15が駆動される。ポンプ15の駆動により原子炉格納容器1内の水素を含むガスが、配管19を通して領域2Aに供給され、配管30を通して原子炉格納容器1内に戻される。水素透過膜3が健全な水素処理システム20Aでは、実施例1の水素処理システム20と同様に、領域2A内の水素ガスが、水素透過膜3を透過して水素再結合器5に導かれ、水素再結合器5内の触媒の作用により酸素ガスと結合されて水蒸気になる。一基の水素処理システム20Aで水素透過膜3が破損した場合には、この水素処理システム20Aでは、水素処理システム20と同様に、破損した水素透過膜3を通して水素処理システム20Aの配管24に流出した、原子炉格納容器1内の水蒸気、窒素ガス、核***生成ガス及び水素ガスを、水素処理システム20A内に閉じ込めることができる。
本実施例は実施例1で生じる各効果を得ることができる。また、本実施例では、領域2Aに存在する水素ガスが水素透過膜を透過して領域2Aにおける水素ガス分圧が瞬間的に低下したとしても、ポンプ15により領域2Aに存在するガスが強制的に置換されるため、常に領域2Aにおける水素ガス分圧を原子炉格納容器1内の水素ガス分圧にすることができる。
本発明の他の実施例である実施例3の原子力プラントの水素処理システムを、図4を用いて説明する。
本実施例の水素処理システム20Bは、沸騰水型原子力発電プラントに適用され、実施例1の水素処理システム20において水素処理装置2を原子炉格納容器1内に配置して配管19を削除した構成を有する。水素処理装置2を原子炉格納容器1内に配置することにより、実施例1において水素処理装置2において水素透過膜3の上流に形成された領域2Aは、原子炉格納容器1内のドライウェルと兼用することができるため、本実施例では、水素処理装置2内に、領域2Aが形成されず水素透過膜3の下流に位置する領域2Bが形成されている。水素処理装置2と凝縮器12を接続する配管24は原子炉格納容器1を貫通しており、弁37が流量計4と原子炉格納容器1の間で配管24に設置されている。水素処理システム20Bの他の構成は水素処理システム20と同じである。複数基の水素処理システム20Bが原子炉格納容器1に設けられる。
冷却材喪失事故が発生して原子炉圧力容器に接続された配管の破断箇所から原子炉格納容器1内に、水蒸気、核***生成物ガスおよび水素ガスが放出されたときには、弁37が開き、原子炉格納容器1内の水素ガスが水素透過膜3を透過して水素処理装置2の領域2Bに流入する。領域2B内の水素ガスは、実施例1の水素処理システム20と同様に水素処理システム20Bによって処理される。複数基の水素処理システム20Bのうちの一基の水素処理システム20Bにおいて原子炉格納容器1内に配置された水素処理装置2の水素透過膜3が破損した場合には、この水素処理システム20Bでは、水素処理システム20と同様に、破損した水素透過膜3を通して水素処理システム20Bの配管24に流出した、原子炉格納容器1内の水蒸気、窒素ガス、核***生成ガス及び水素ガスを、水素処理システム20B内に閉じ込めることができる。
本実施例は実施例1で生じる各効果を得ることができる。また、本実施例では、ポンプや拡散によるガス置換を行うこと無しに水素透過膜3の上流側の水素ガス分圧を常に原子炉格納容器1内の水素ガス分圧にすることができる。
本発明の他の実施例である実施例4の原子力プラントの水素処理システムを、図5を用いて説明する。
本実施例の水素処理システム20Cは、沸騰水型原子力発電プラントに適用され、実施例1の水素処理システム20において水素再結合器5を削除して水素再結合触媒層16を凝縮器12内に設置した構成を有する。水素再結合触媒層16は、凝縮器12内において冷却管9よりも上方に配置されている。酸素ガス供給装置6は配管27によって凝縮器12に接続され、酸素ガス供給装置6から供給される酸素ガスが水素再結合触媒層16に供給されるようになっている。水素処理システム20Cの他の構成は水素処理システム20と同じである。複数基の水素処理システム20Cが原子炉格納容器1に設けられる。
冷却材喪失事故が発生して原子炉圧力容器に接続された配管の破断箇所から原子炉格納容器1内に、水蒸気、核***生成物ガスおよび水素ガスが放出されたときには、水素処理装置2の領域2Aに導かれた水素ガスが水素透過膜3を透過して領域2Bに流入する。領域2B内の水素ガスは、実施例1の水素処理システム20と同様に水素処理システム20Cによって処理される。複数基の水素処理システム20Cのうちの一基の水素処理システム20Cにおいて原子炉格納容器1内に配置された水素処理装置2の水素透過膜3が破損した場合には、この水素処理システム20Cでは、水素処理システム20と同様に、破損した水素透過膜3を通して水素処理システム20Cの配管24に流出した、原子炉格納容器1内の水蒸気、窒素ガス、核***生成ガス及び水素ガスを、水素処理システム20C内に閉じ込めることができる。
本実施例は実施例1で生じる各効果を得ることができる。また、本実施例では、図1に示される水素処理システム20と比べて、水素再結合器5と凝縮器12をつなぐ配管を減らすことができるため水素処理システムの容積を低減することができ、かつ水素ガスと酸素ガスの再結合により生じた水蒸気を容易に冷却管9へ移送することができる。
水素処理システム20Cにおいて前述の実施例2のようにポンプ15および配管30を追加してもよい。さらに、後述の実施例5のように、配管19に凝縮器17及びヨウ素ガストラップ18を設けても良い。
本発明の他の実施例である実施例5の原子力プラントの水素処理システムを、図6を用いて説明する。
本実施例の水素処理システム20Dは、沸騰水型原子力発電プラントに適用され、実施例2の水素処理システム20Aに凝縮器17及びヨウ素ガストラップ18を追加した構成を有する。凝縮器17及びヨウ素ガストラップ18は配管19に設けられる。水素処理システム20Dの他の構成は水素処理システム20Aと同じである。複数基の水素処理システム20Dが原子炉格納容器1に設けられる。ポンプ15は配管30に設けても良い。
冷却材喪失事故が発生して原子炉圧力容器に接続された配管の破断箇所から原子炉格納容器1内に、水蒸気、核***生成物ガスおよび水素ガスが放出されたときには、水素処理装置2の領域2Aに導かれた水素ガスが水素透過膜3を透過して領域2Bに流入する。領域2B内の水素ガスは、水素処理システム20Aと同様に水素処理システム20Dによって処理される。ポンプ15の駆動により原子炉格納容器1から領域2Aに導かれるガスに含まれる水蒸気は凝縮器18内で凝縮されて除去される。また、そのガスに含まれる核***生成ガスの一種であるヨウ素はヨウ素ガストラップ18で除去される。
複数基の水素処理システム20Dのうちの一基の水素処理システム20Dにおいて原子炉格納容器1内に配置された水素処理装置2の水素透過膜3が破損した場合には、この水素処理システム20Dでは、水素処理システム20Aと同様に、破損した水素透過膜3を通して水素処理システム20Dの配管24に流出した、原子炉格納容器1内の水蒸気、窒素ガス、核***生成ガス及び水素ガスを、水素処理システム20D内に閉じ込めることができる。
本実施例は実施例1で生じる各効果を得ることができる。また、本実施例では、水素透過膜3を劣化させる可能性のあるヨウ素ガスを原子炉格納容器1内から領域2Aに移送されて水素透過膜3と接触する前に除去でき、かつヨウ素ガストラップ18を劣化させる可能性のある水蒸気を原子炉格納容器1内から領域2Aに移送されてヨウ素ガストラップ18に流入する前に除去することができる。
実施例1から実施例5のそれぞれの水素処理システムは、加圧水型原子力プラントの原子炉格納容器に設けてもよい。
1…原子炉格納容器、2…水素処理装置、3…水素透過膜、4…流量計、5…水素再結合器、6…酸素ガス供給装置、8…冷却器、9…冷却管、11…排気ポンプ、12,17…凝縮器、14…水槽、16…水素再結合触媒、18…ヨウ素ガストラップ、20,20A,20B,20C,20D…水素処理システム、31〜37…弁。
Claims (7)
- 原子炉格納容器内のガスに含まれた水素ガスを透過する水素透過膜を有する水素処理装置と、前記水素透過膜を透過して前記水素処理装置から排出される前記水素ガスと酸素ガスを再結合させる水素再結合器と、前記水素再結合器に酸素ガスを供給する酸素ガス供給装置とを備えたことを特徴とした原子力プラントの水素処理システム。
- 前記水素再結合器から排出される水蒸気を凝縮する凝縮器を設けた請求項1に記載の原子力プラントの水素処理システム。
- 原子炉格納容器内のガスに含まれた水素ガスを透過する水素透過膜を有する水素処理装置と、前記水素透過膜を透過して前記水素処理装置から排出される前記水素ガスと酸素ガスを再結合させる触媒層が内部に設けられた凝縮器と、前記触媒層に酸素ガスを供給する酸素ガス供給装置とを備えたことを特徴とした原子力プラントの水素処理システム。
- 前記水素処理装置から排出される水素ガスの流量を計測する流量計と、前記流量計で計測された水素流量に基づいて前記酸素ガス供給装置から供給される酸素ガスの量を調節する制御装置とを備えた請求項1ないし3のいずれか1項に記載の原子力プラントの水素処理システム。
- 前記水素処理装置が原子炉格納容器内に配置されている請求項1ないし3のいずれか1項に記載の原子力プラントの水素処理システム。
- 前記水素処理装置内で前記水素透過膜の上流側に形成された空間および前記原子炉格納容器に接続される第1配管と、前記水素処理装置内の前記空間および前記原子炉格納容器に接続される第2配管と、前記第1配管及び前記第2配管のいずれかに設けられたガス昇圧装置とを備えた請求項1ないし3のいずれか1項に記載の原子力プラントの水素処理システム。
- 他の凝縮器及びヨウ素除去装置が前記第1配管に設けられた請求項6に記載の原子力プラントの水素処理システム。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2012146579A JP2014010049A (ja) | 2012-06-29 | 2012-06-29 | 原子力プラントの水素処理システム |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2012146579A JP2014010049A (ja) | 2012-06-29 | 2012-06-29 | 原子力プラントの水素処理システム |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JP2014010049A true JP2014010049A (ja) | 2014-01-20 |
Family
ID=50106878
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2012146579A Pending JP2014010049A (ja) | 2012-06-29 | 2012-06-29 | 原子力プラントの水素処理システム |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JP2014010049A (ja) |
Cited By (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN104200856A (zh) * | 2014-09-17 | 2014-12-10 | 四川材料与工艺研究所 | 一种氢氧复合催化剂的综合性能试验装置及其应用方法 |
JP2015187570A (ja) * | 2014-03-27 | 2015-10-29 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 水素排出装置を備える放射性廃棄物収納容器 |
CN105738246A (zh) * | 2016-01-18 | 2016-07-06 | 中国工程物理研究院材料研究所 | 用于核电站安全壳事故后水蒸汽在线取样的装置和方法 |
JP2021119349A (ja) * | 2017-09-14 | 2021-08-12 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 静的原子炉格納容器除熱系及び原子力プラント |
WO2022057927A1 (zh) * | 2020-09-21 | 2022-03-24 | 中广核研究院有限公司 | 一种可燃气体控制方法及*** |
CN114797391A (zh) * | 2022-06-01 | 2022-07-29 | 中国核动力研究设计院 | 一种氢气分离器、调控方法及研究堆冷却剂净化*** |
Citations (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS5931496A (ja) * | 1982-08-16 | 1984-02-20 | 株式会社東芝 | 可燃性ガス濃度制御装置 |
JPH03200097A (ja) * | 1989-12-28 | 1991-09-02 | Toshiba Corp | 原子力発電所における可燃性ガス濃度制御系 |
JPH1130694A (ja) * | 1997-07-11 | 1999-02-02 | Hitachi Ltd | 水素ガス処理設備を備えた原子炉格納容器 |
JPH11166996A (ja) * | 1997-12-04 | 1999-06-22 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器の水素除去装置 |
JP2003302494A (ja) * | 2002-02-04 | 2003-10-24 | Framatome Anp Gmbh | 気体の触媒酸化法と再結合装置及びシステム |
JP2010190868A (ja) * | 2009-02-20 | 2010-09-02 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉格納容器の水素処理装置 |
-
2012
- 2012-06-29 JP JP2012146579A patent/JP2014010049A/ja active Pending
Patent Citations (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS5931496A (ja) * | 1982-08-16 | 1984-02-20 | 株式会社東芝 | 可燃性ガス濃度制御装置 |
JPH03200097A (ja) * | 1989-12-28 | 1991-09-02 | Toshiba Corp | 原子力発電所における可燃性ガス濃度制御系 |
JPH1130694A (ja) * | 1997-07-11 | 1999-02-02 | Hitachi Ltd | 水素ガス処理設備を備えた原子炉格納容器 |
JPH11166996A (ja) * | 1997-12-04 | 1999-06-22 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器の水素除去装置 |
JP2003302494A (ja) * | 2002-02-04 | 2003-10-24 | Framatome Anp Gmbh | 気体の触媒酸化法と再結合装置及びシステム |
JP2010190868A (ja) * | 2009-02-20 | 2010-09-02 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉格納容器の水素処理装置 |
Cited By (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2015187570A (ja) * | 2014-03-27 | 2015-10-29 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 水素排出装置を備える放射性廃棄物収納容器 |
CN104200856A (zh) * | 2014-09-17 | 2014-12-10 | 四川材料与工艺研究所 | 一种氢氧复合催化剂的综合性能试验装置及其应用方法 |
CN105738246A (zh) * | 2016-01-18 | 2016-07-06 | 中国工程物理研究院材料研究所 | 用于核电站安全壳事故后水蒸汽在线取样的装置和方法 |
CN105738246B (zh) * | 2016-01-18 | 2018-05-29 | 中国工程物理研究院材料研究所 | 用于核电站安全壳事故后水蒸汽在线测量的装置和方法 |
JP2021119349A (ja) * | 2017-09-14 | 2021-08-12 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 静的原子炉格納容器除熱系及び原子力プラント |
JP7057852B2 (ja) | 2017-09-14 | 2022-04-20 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 静的原子炉格納容器除熱系及び原子力プラント |
WO2022057927A1 (zh) * | 2020-09-21 | 2022-03-24 | 中广核研究院有限公司 | 一种可燃气体控制方法及*** |
CN114797391A (zh) * | 2022-06-01 | 2022-07-29 | 中国核动力研究设计院 | 一种氢气分离器、调控方法及研究堆冷却剂净化*** |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JP2014010049A (ja) | 原子力プラントの水素処理システム | |
US8638898B2 (en) | Emergency core cooling system for pressurized water reactor | |
JP5875958B2 (ja) | 原子力プラントのガス処理設備 | |
JP5027258B2 (ja) | 非常用システムの閉鎖された回路においてナノ粒子を使用する原子力発電所及び関連する方法 | |
JP3230923B2 (ja) | 原子炉水位測定装置 | |
JP2010112772A (ja) | 原子力プラント及び制御方法 | |
JP2019124611A (ja) | 原子炉格納容器ベントシステム | |
JP2014013175A (ja) | 原子力プラントの水素処理システム | |
JP2015034734A (ja) | 原子力プラントの水蒸気処理システム | |
JP2007155355A (ja) | 原子力発電設備 | |
CN108447570B (zh) | 船用反应堆及其二次侧非能动余热排出*** | |
JP2012225766A (ja) | 原子炉冷却装置 | |
JP5969355B2 (ja) | 核燃料冷却方法及び核燃料冷却装置 | |
JPH04109197A (ja) | 加圧水型原子炉の炉心崩壊熱除去装置 | |
JP7417508B2 (ja) | 原子炉格納容器ベント方法 | |
WO2020230432A1 (ja) | 加圧水型原子力プラントおよび加圧水型原子力プラントの運転方法 | |
KR102629816B1 (ko) | 가압수형 원자로용 수소화 시스템 및 그 방법 | |
JP2001349983A (ja) | 沸騰水型原子力発電プラントの運転方法 | |
JP7331030B2 (ja) | 原子炉格納容器ベントシステム | |
JP5705600B2 (ja) | 主蒸気湿分測定装置、主蒸気湿分測定方法及び原子力発電プラント | |
Berkovich et al. | Development and validation of a technology for removal of noncondensing gases to ensure the operability of a passive heat removal system | |
JP7457617B2 (ja) | 原子炉格納容器ベントシステムおよび原子力発電プラント | |
JP7285201B2 (ja) | 水素処理システム | |
JP2013083470A (ja) | 原子力プラントの水素処理設備 | |
JP4221262B2 (ja) | 沸騰水型原子炉の腐食環境緩和装置及びその方法 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20150121 |
|
A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20151104 |
|
A02 | Decision of refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A02 Effective date: 20160308 |