JPS59116581A - 原子炉格納容器又は圧力容器内の水素を除去する装置 - Google Patents
原子炉格納容器又は圧力容器内の水素を除去する装置Info
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- JPS59116581A JPS59116581A JP57230867A JP23086782A JPS59116581A JP S59116581 A JPS59116581 A JP S59116581A JP 57230867 A JP57230867 A JP 57230867A JP 23086782 A JP23086782 A JP 23086782A JP S59116581 A JPS59116581 A JP S59116581A
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は原子炉格納容器又は原子炉圧力容器内の水素を
除去する装置に係シ、特に−次冷却材喪失事故時にノル
コニウムと水との反応(Z r −H20反応と略記す
る)によ多原子炉圧力容器内、ひいてはそれを格納して
いる原子炉格納容器内に短時間に大量に発生する水素を
処理するに適する水素除去装置に関する。
除去する装置に係シ、特に−次冷却材喪失事故時にノル
コニウムと水との反応(Z r −H20反応と略記す
る)によ多原子炉圧力容器内、ひいてはそれを格納して
いる原子炉格納容器内に短時間に大量に発生する水素を
処理するに適する水素除去装置に関する。
第1図は沸騰水型原子炉(BWRと略記する)の格納容
器内に存在する水素ガスを除去する従来の可燃性ガス処
理系(Fe2と略記する)の系統図である。Fe2は、
上流側隔離弁1、流量制御弁2、ブロワ3、再結合器4
、冷却器5、気水分離器6、下流側隔離弁7、再循環量
制御弁8、及びこれらを結ぶ配管9からなる閉ルーfを
成し、原子炉格納容器10の上部及び下部に接続11.
12されている、。
器内に存在する水素ガスを除去する従来の可燃性ガス処
理系(Fe2と略記する)の系統図である。Fe2は、
上流側隔離弁1、流量制御弁2、ブロワ3、再結合器4
、冷却器5、気水分離器6、下流側隔離弁7、再循環量
制御弁8、及びこれらを結ぶ配管9からなる閉ルーfを
成し、原子炉格納容器10の上部及び下部に接続11.
12されている、。
原子炉の冷却材喪失事故が発生するとFe2が起動され
、上流側隔離弁1、流量制御弁2及び下流側隔離弁7が
開かれる。一方、原子炉圧力容器(図示せず)内では燃
料被覆管の材料であるジルカロイによるZr−H20反
応および核***生成物などの放射性物質から出る放射線
による水の放射線分解で水素ガスと酸素ガ′スが発生す
る。(尤も、燃料破損が起きないときは、燃料被覆管の
遮蔽効果のための水の放射線分解は少い。)原子炉圧力
容器から原子炉格納容器10内に漏出した水素ガスと酸
素ガス及び格納容器10内に封入されていた窒素ガスは
プロワ3により格納容器10から弁1および2を通して
吸い出され、再結合器4に送られ、ここで酸素と水素が
再結合されて水になる。
、上流側隔離弁1、流量制御弁2及び下流側隔離弁7が
開かれる。一方、原子炉圧力容器(図示せず)内では燃
料被覆管の材料であるジルカロイによるZr−H20反
応および核***生成物などの放射性物質から出る放射線
による水の放射線分解で水素ガスと酸素ガ′スが発生す
る。(尤も、燃料破損が起きないときは、燃料被覆管の
遮蔽効果のための水の放射線分解は少い。)原子炉圧力
容器から原子炉格納容器10内に漏出した水素ガスと酸
素ガス及び格納容器10内に封入されていた窒素ガスは
プロワ3により格納容器10から弁1および2を通して
吸い出され、再結合器4に送られ、ここで酸素と水素が
再結合されて水になる。
再結合によって生じた水と9素ガスは冷却器5で冷却さ
れた後に気水分離器6に入シ、ここから窒素ガスの一部
は再結合器4の過度の温度上昇(再結合は発熱反応)を
防ぐために再循環量制御弁8を経てブロワ3の上流側に
再循環され、再結合器4に入る水素ガスと酸素ガスの濃
度を稀釈する。
れた後に気水分離器6に入シ、ここから窒素ガスの一部
は再結合器4の過度の温度上昇(再結合は発熱反応)を
防ぐために再循環量制御弁8を経てブロワ3の上流側に
再循環され、再結合器4に入る水素ガスと酸素ガスの濃
度を稀釈する。
残シの窒素ガスと水は格納容器10下部の圧力抑制室1
3に入シ、窒素ガスは格納容器(ドライウェル)10に
戻る。
3に入シ、窒素ガスは格納容器(ドライウェル)10に
戻る。
以上のように、従来のFe2は酸素ガスと水素ガスを結
合して水に戻すことに°よす、原子炉格納容器10内の
水素及び酸素ガスの濃度を低減させるものである。格納
容器lo内の水素と酸素の存在比が2:1で且つ水素と
酸素の発生量よシも再結合器4の再結合能力が大きけれ
ば、格納容器10内の水素、酸素ガスの濃度は低く抑え
ることができる。しかし、現状では、再結合器4はその
起動から定格運転状態に達するまでK !する時間が約
3.5時間であシ、との間では、酸素・水素再結合効率
が不安定且つ不十分であるばかりでなく、前記Z r
−H20反応では次式のように水素ガスだけが発生して
再結合器4での再結合の相手たる酸素の発生がないので
、再結合器4は満足な効果を発揮しない。
合して水に戻すことに°よす、原子炉格納容器10内の
水素及び酸素ガスの濃度を低減させるものである。格納
容器lo内の水素と酸素の存在比が2:1で且つ水素と
酸素の発生量よシも再結合器4の再結合能力が大きけれ
ば、格納容器10内の水素、酸素ガスの濃度は低く抑え
ることができる。しかし、現状では、再結合器4はその
起動から定格運転状態に達するまでK !する時間が約
3.5時間であシ、との間では、酸素・水素再結合効率
が不安定且つ不十分であるばかりでなく、前記Z r
−H20反応では次式のように水素ガスだけが発生して
再結合器4での再結合の相手たる酸素の発生がないので
、再結合器4は満足な効果を発揮しない。
Zr + 2H20−Zr02+ 2H2このことに関
し更に詳しく考察すると、原子炉の運転においては、原
子炉格納容器内に発生した水素の爆発を防ぐため空気を
窒素ガスに置換して格納容器内の酸素量が常時4%以下
になるようにするという基準が設けられている。格納容
器内の酸素量を皆無にすることは技術的に困難であるか
ら、原子炉の通常運転時の格納容器内の残留酸素量は1
係〜4チの範囲にあると考えられる。
し更に詳しく考察すると、原子炉の運転においては、原
子炉格納容器内に発生した水素の爆発を防ぐため空気を
窒素ガスに置換して格納容器内の酸素量が常時4%以下
になるようにするという基準が設けられている。格納容
器内の酸素量を皆無にすることは技術的に困難であるか
ら、原子炉の通常運転時の格納容器内の残留酸素量は1
係〜4チの範囲にあると考えられる。
他方、現状では、冷却材喪失事故時には炉心に在るZr
(約2.7トン)の0.73%が水と反応するとして原
子炉の安全解析を行っている。この0.73%l r
−H20反応で発生する水素ガスの魚は約11ONm3
であ夛、これと結合するに必要な酸素の量は格納容器ド
ライウェル部容積(7900m3)の1%相当であるか
ら、前記の残留酸素量で十分である。
(約2.7トン)の0.73%が水と反応するとして原
子炉の安全解析を行っている。この0.73%l r
−H20反応で発生する水素ガスの魚は約11ONm3
であ夛、これと結合するに必要な酸素の量は格納容器ド
ライウェル部容積(7900m3)の1%相当であるか
ら、前記の残留酸素量で十分である。
しかし炉心のZrの4係以上がZr−H20反応を起す
と、残留酸素量が4係であると仮定しても酸素量が不足
で再結合されない水素ガスが残る。而して現に4%以上
のZ r −H20反応が起る可能性は否定し得ないも
のである。
と、残留酸素量が4係であると仮定しても酸素量が不足
で再結合されない水素ガスが残る。而して現に4%以上
のZ r −H20反応が起る可能性は否定し得ないも
のである。
Zr−H20反応は、炉心が露出して燃料被覆管の温度
が1000℃以上になると顕著になシ、それが発熱反応
であること及び発生した水素が熱伝達を阻害することと
も相俟って急激な温度上昇と共に盛になるが、崩壊熱の
指数関数的減少と緊急炉心冷却系の作用による炉心の再
冠水によって燃料被覆管の温度が低く々ると、該反応(
d止才る。通常、Z r −H20反応による水素の発
生は事故発生後1時間以内である。他方、水の放射線分
解はα線とγ線の放射が止壕ない限り続く。つまり水の
放射線分解は徐々に低下しつつ長期間続く。
が1000℃以上になると顕著になシ、それが発熱反応
であること及び発生した水素が熱伝達を阻害することと
も相俟って急激な温度上昇と共に盛になるが、崩壊熱の
指数関数的減少と緊急炉心冷却系の作用による炉心の再
冠水によって燃料被覆管の温度が低く々ると、該反応(
d止才る。通常、Z r −H20反応による水素の発
生は事故発生後1時間以内である。他方、水の放射線分
解はα線とγ線の放射が止壕ない限り続く。つまり水の
放射線分解は徐々に低下しつつ長期間続く。
例として、第2図に格納容器内の残留酸素量が3%であ
り、且つ冷却材喪失ザ°故によ多炉心内のZr−010
係がH2Oと反応するとした場合における事故発生後の
格納容器内の水素と酸素の濃度変化を示す。事故発生後
6分位まではZr−H20反応のため水素濃度が急激に
増大する。その後、Z r −H20反応が止まり水の
放射線分解だけが続いて水素と酸素の濃度は引さ続き僅
かに上昇するが、Fe2の酸素・水素結合効率が徐々に
良くなる分だけ土昇率は低下し、FC8定格運転後は水
素と酸素の濃度は低下する。酸素と水素は第3図の斜線
部に示すように体積割合で前者が5チ以上、後者が4%
以上の場合に爆発を起す。第2図のケースでは水素と酸
素が平均的に混在していると酸素濃度が爆発限界以下で
あるので爆発は起らないが、酸素ガスが偏在すると局所
的な爆発が起る恐れがある。また前記の如く再結合器4
は起動から定格運転状態になるまで3.5時間を要する
ので、その間では再結合効率が不十分であるばかシでな
く、仮りにこの時間を短かくしてもZr−H20反応で
発生した水素ガスの濃度に比べて酸素ガスの濃度が低い
ため再結合が満足に行われず、水素濃度を効果的に低下
させることは期待できない。また格納容器内の水素濃度
が高いことは圧力が高いことになるから、格納容器内の
核***生成物が外部に漏れる量が多くなるという点でも
望ましくない。
り、且つ冷却材喪失ザ°故によ多炉心内のZr−010
係がH2Oと反応するとした場合における事故発生後の
格納容器内の水素と酸素の濃度変化を示す。事故発生後
6分位まではZr−H20反応のため水素濃度が急激に
増大する。その後、Z r −H20反応が止まり水の
放射線分解だけが続いて水素と酸素の濃度は引さ続き僅
かに上昇するが、Fe2の酸素・水素結合効率が徐々に
良くなる分だけ土昇率は低下し、FC8定格運転後は水
素と酸素の濃度は低下する。酸素と水素は第3図の斜線
部に示すように体積割合で前者が5チ以上、後者が4%
以上の場合に爆発を起す。第2図のケースでは水素と酸
素が平均的に混在していると酸素濃度が爆発限界以下で
あるので爆発は起らないが、酸素ガスが偏在すると局所
的な爆発が起る恐れがある。また前記の如く再結合器4
は起動から定格運転状態になるまで3.5時間を要する
ので、その間では再結合効率が不十分であるばかシでな
く、仮りにこの時間を短かくしてもZr−H20反応で
発生した水素ガスの濃度に比べて酸素ガスの濃度が低い
ため再結合が満足に行われず、水素濃度を効果的に低下
させることは期待できない。また格納容器内の水素濃度
が高いことは圧力が高いことになるから、格納容器内の
核***生成物が外部に漏れる量が多くなるという点でも
望ましくない。
以上は原子炉格納容器内の水素を除去する従来技術につ
いて述べたが、次に、原子炉圧力容器内に発生した水素
を除去する従来技術を第4図により説明する。第4図に
おいて、14は格納容器lO内に格納されているB■原
子炉圧力容器、15は該圧力容器14に接続された主蒸
気隔離弁、16はタービン、17は復水器、18は給水
ポンプである。水の放射線分解によシ炉心で生じた酸素
と水素はタービン16を通る蒸気と共に復水器17を通
るが、ここに併設された再結合器19で再結合されて水
となり除去される。但し希ガス類は希ガスホールドアラ
フ0系20により処理される。このように通常時には再
結合器19の作動により一次冷却系内での酸素と水素が
処理されるので水素の爆発などの問題は生じない。しか
し冷却水喪失事故が発生した時には主蒸気隔離弁15が
閉じ、その結果、圧力容器14内で発生した水素及び酸
素は圧力容器14FrJに蓄積され、その濃度が増大す
る。すなわち冷却材喪失事故発生後の原子炉の炉内の酸
素と水素の濃度の時間的変化は第5図の如くであって、
前記FC8で述べたと同様、水素濃度はZ r −H2
0反応により事故初期に急速な上昇を示し、やがて燃料
被覆管の温度が圓下してZ r −H20反応は終結す
る(このZr−H20反応による水素ガスの発生は一般
に事故発生後1時間以内である。)けれども、その後も
水の放射線分解が続くので酸素と水素の濃度は僅かでは
あるが増加する。事故発生後このように圧力容器14内
に発生する酸素・水素は前記再結合器19で除去するこ
とができず圧力容器内で爆発の恐れがあり、而して圧力
容器から漏出した水素に対し先述のFe2 fd特にZ
r −H20反応の著しい事故初期には満足な対応を
することができないことは既に述べた通9であって、格
納容器内爆発や核***生成物逸出の可能性がある。
いて述べたが、次に、原子炉圧力容器内に発生した水素
を除去する従来技術を第4図により説明する。第4図に
おいて、14は格納容器lO内に格納されているB■原
子炉圧力容器、15は該圧力容器14に接続された主蒸
気隔離弁、16はタービン、17は復水器、18は給水
ポンプである。水の放射線分解によシ炉心で生じた酸素
と水素はタービン16を通る蒸気と共に復水器17を通
るが、ここに併設された再結合器19で再結合されて水
となり除去される。但し希ガス類は希ガスホールドアラ
フ0系20により処理される。このように通常時には再
結合器19の作動により一次冷却系内での酸素と水素が
処理されるので水素の爆発などの問題は生じない。しか
し冷却水喪失事故が発生した時には主蒸気隔離弁15が
閉じ、その結果、圧力容器14内で発生した水素及び酸
素は圧力容器14FrJに蓄積され、その濃度が増大す
る。すなわち冷却材喪失事故発生後の原子炉の炉内の酸
素と水素の濃度の時間的変化は第5図の如くであって、
前記FC8で述べたと同様、水素濃度はZ r −H2
0反応により事故初期に急速な上昇を示し、やがて燃料
被覆管の温度が圓下してZ r −H20反応は終結す
る(このZr−H20反応による水素ガスの発生は一般
に事故発生後1時間以内である。)けれども、その後も
水の放射線分解が続くので酸素と水素の濃度は僅かでは
あるが増加する。事故発生後このように圧力容器14内
に発生する酸素・水素は前記再結合器19で除去するこ
とができず圧力容器内で爆発の恐れがあり、而して圧力
容器から漏出した水素に対し先述のFe2 fd特にZ
r −H20反応の著しい事故初期には満足な対応を
することができないことは既に述べた通9であって、格
納容器内爆発や核***生成物逸出の可能性がある。
このように、上述の従来技術では、事故発生後の短時間
にZ r −H20反応によシ大量に発生する水素を満
足に除去し得ないという欠点があり、このため圧力容器
ひいては格納容器内圧力上昇、水素の爆発、核***生成
物の逸出などの恐れがないとは言えなかった。
にZ r −H20反応によシ大量に発生する水素を満
足に除去し得ないという欠点があり、このため圧力容器
ひいては格納容器内圧力上昇、水素の爆発、核***生成
物の逸出などの恐れがないとは言えなかった。
本発明の目的は、冷却材喪失事故発生後短時間内に原子
炉格納容器又は原子炉圧力容器内に急激に増加する水素
ガスを除去してこれら容器内の水素ガス濃度の急上昇を
防止し得る水素除去装置を提供することにあシ、以て、
事故発生後早期に起るZ r −H20反応による水素
の発生に対応し切れない前記の如き従来技術を補おうと
するものである。
炉格納容器又は原子炉圧力容器内に急激に増加する水素
ガスを除去してこれら容器内の水素ガス濃度の急上昇を
防止し得る水素除去装置を提供することにあシ、以て、
事故発生後早期に起るZ r −H20反応による水素
の発生に対応し切れない前記の如き従来技術を補おうと
するものである。
第1発明は原子炉格納容器内の水素ガスを除去する装置
に係り、その特徴とする所は原子炉格納。
に係り、その特徴とする所は原子炉格納。
容器内の水素ガ゛スと接触せしめられる水素吸蔵金属か
らなる水素捕捉体を備えた点にある。
らなる水素捕捉体を備えた点にある。
第2発明は沸騰水型原子炉の圧力容器内の水素ガスを除
去する装置に係り、その特徴とする所は沸騰水型原子炉
の圧力容器上部から原子炉格納容器内の圧力抑制室のプ
ール水中に至る管路を設け、この管路中に減圧弁及び該
減圧弁の下流に位置する水素吸蔵金属からなる水素捕捉
体を設けた点にある。
去する装置に係り、その特徴とする所は沸騰水型原子炉
の圧力容器上部から原子炉格納容器内の圧力抑制室のプ
ール水中に至る管路を設け、この管路中に減圧弁及び該
減圧弁の下流に位置する水素吸蔵金属からなる水素捕捉
体を設けた点にある。
第3発明は原子炉格納容器内の水素ガスを除去する装置
に係り、その特徴とする所は、前記の如き閉ループをな
すFe2における酸素水素再結合器に酸素を該閉ループ
外から注入する酸素注入装置を設けた点にある。
に係り、その特徴とする所は、前記の如き閉ループをな
すFe2における酸素水素再結合器に酸素を該閉ループ
外から注入する酸素注入装置を設けた点にある。
水素吸蔵金属としては例えばMgまたはMg−Ni合金
を用いるのがよい。元来、水素は金属中に拡散し易い性
質がちシ、水素吸蔵金属は水素ガス貯蔵用として開発さ
れたものである。これは他の材料に比べて次の%徴をも
っている。
を用いるのがよい。元来、水素は金属中に拡散し易い性
質がちシ、水素吸蔵金属は水素ガス貯蔵用として開発さ
れたものである。これは他の材料に比べて次の%徴をも
っている。
(1) 水素の吸蔵量、放出量が大きく、またその速
度が速い。
度が速い。
(2)水素の吸蔵−放出サイクルを行なっても性能劣化
が少なく、再使用が可能である。
が少なく、再使用が可能である。
(3)比較的安価である。
水素吸蔵金属が水素ガスと接触すると、次のMg−Ni
合金の例で示すように金属水素化物を形成し、水素を吸
蔵する。
合金の例で示すように金属水素化物を形成し、水素を吸
蔵する。
これは可逆反応であり、金属水素化物は生成熱に相当す
る熱量を与え力いと吸蔵していた水素を放出しない。
る熱量を与え力いと吸蔵していた水素を放出しない。
Mgの水素吸蔵特性は第6図で示される。図中りは吸蔵
平衡線であり、斜線部領域Aでは水素を吸蔵し、反対側
の領域Bでは水素を放出(解離)する。第1発明につい
て見るに、冷却材喪失事故時の原子炉格納容器ドライウ
ェル部の最高温度は149℃を超えない計算結果が得ら
れているので、水素吸蔵金属を原子炉格納容器内に設け
るとすれば、それは149℃でも水素吸蔵能を持たねば
ならない。この点、Mg (解離温度284℃)、Mg
2N1(同250℃)などが適している。第2発明につ
いて見ても、その水素吸蔵金属が冷却材喪失事故時に受
ける条件は実際上第6図の領域Cに入ることが確められ
るから、Mgを用いれば水素吸蔵能力は十分確保される
。
平衡線であり、斜線部領域Aでは水素を吸蔵し、反対側
の領域Bでは水素を放出(解離)する。第1発明につい
て見るに、冷却材喪失事故時の原子炉格納容器ドライウ
ェル部の最高温度は149℃を超えない計算結果が得ら
れているので、水素吸蔵金属を原子炉格納容器内に設け
るとすれば、それは149℃でも水素吸蔵能を持たねば
ならない。この点、Mg (解離温度284℃)、Mg
2N1(同250℃)などが適している。第2発明につ
いて見ても、その水素吸蔵金属が冷却材喪失事故時に受
ける条件は実際上第6図の領域Cに入ることが確められ
るから、Mgを用いれば水素吸蔵能力は十分確保される
。
Mg及びMg 2N iの水素吸蔵能は夫々7.6及び
3.6重景係である。炉心に在るZrの10係がZ r
−H20反応を起したと仮定すると、それにより発生
する水素の量は約120 kg(2688Nm3)であ
シ、これを吸蔵するに要するMgの量は1580 kg
となシ、実用上問題のない量であると言うことができる
。
3.6重景係である。炉心に在るZrの10係がZ r
−H20反応を起したと仮定すると、それにより発生
する水素の量は約120 kg(2688Nm3)であ
シ、これを吸蔵するに要するMgの量は1580 kg
となシ、実用上問題のない量であると言うことができる
。
これを更に分散配置すれば、その各々における量は更に
少くすることが可能である。例えば第2発明における管
路を18系統設ける力らば、その各各の系統当シの水素
吸蔵金属Mgは882となシ、更に実用上問題はなくな
る。
少くすることが可能である。例えば第2発明における管
路を18系統設ける力らば、その各各の系統当シの水素
吸蔵金属Mgは882となシ、更に実用上問題はなくな
る。
なお、水素吸蔵金属は一般に乾燥気体中で最も吸蔵能力
を発揮する性質がある。第2発明における減圧弁はこの
観点から設けたものであって、圧力容器内の飽和蒸気を
過熱蒸気に変換して乾燥性を持たせるためのものである
。
を発揮する性質がある。第2発明における減圧弁はこの
観点から設けたものであって、圧力容器内の飽和蒸気を
過熱蒸気に変換して乾燥性を持たせるためのものである
。
第7図に原子炉格納容器内の水素を除去する第1発明の
一実施例を示す。この実施例は、第1図に示した従来の
Fe2の再循環配管の途中に、先に例示したような水素
吸蔵金属をエレメント(水素捕捉体)としたフィルタ2
1及びバイノ9ス配管33とバイパス弁34を設けたも
のである。冷却材喪失事故が発生するとFe2が運転さ
れ、格納容器lO内のガ゛スが再結合器4に供給される
。しかし再結合器4は起動直後で再結合能力が極めて低
いので酸素と水素の結合は起らず、ガスは冷却器5と気
水分離器6を通ってフィルタ21に達する。
一実施例を示す。この実施例は、第1図に示した従来の
Fe2の再循環配管の途中に、先に例示したような水素
吸蔵金属をエレメント(水素捕捉体)としたフィルタ2
1及びバイノ9ス配管33とバイパス弁34を設けたも
のである。冷却材喪失事故が発生するとFe2が運転さ
れ、格納容器lO内のガ゛スが再結合器4に供給される
。しかし再結合器4は起動直後で再結合能力が極めて低
いので酸素と水素の結合は起らず、ガスは冷却器5と気
水分離器6を通ってフィルタ21に達する。
ここで水素は水素吸蔵金属に吸蔵さ、れ、残シのガスは
バイパス配管33を経て圧力抑制室13に入り、次の循
環に供される。
バイパス配管33を経て圧力抑制室13に入り、次の循
環に供される。
事故発生後時間の経過と共に再結合器4の酸素水素結合
効率は向上するが、事故初期のZr−H0反応で水素が
多量に発生したため酸素に対する水素の存在比が大きく
、再結合器4で酸素と結合しなかった余剰水素は気水分
離器6で水と分離されてフィルタ21で吸蔵される。さ
らに時間が経過し、水素と酸素の存在比が2:lとなり
、且つ再結合器4の能力が十分になると再結合器4に入
る水素と酸素とは全て結合して水とな9、フィルタ21
で吸蔵する水素はなくなる。本実施例による濃度低減効
果は第8図に示す如くであって、事故初期に大量に発生
する水素をフィルタ21で捕捉し、再結合器4が定格運
転に達した後は再結合器4で酸素水素結合を行うことに
より、格納容器lO内の水素ガス及び酸素ガスの濃度上
昇(従って圧力上昇)を防止し得る。なおフィルタ21
はそのエレメントが水素を吸蔵しない限シ保守の必要が
ない。
効率は向上するが、事故初期のZr−H0反応で水素が
多量に発生したため酸素に対する水素の存在比が大きく
、再結合器4で酸素と結合しなかった余剰水素は気水分
離器6で水と分離されてフィルタ21で吸蔵される。さ
らに時間が経過し、水素と酸素の存在比が2:lとなり
、且つ再結合器4の能力が十分になると再結合器4に入
る水素と酸素とは全て結合して水とな9、フィルタ21
で吸蔵する水素はなくなる。本実施例による濃度低減効
果は第8図に示す如くであって、事故初期に大量に発生
する水素をフィルタ21で捕捉し、再結合器4が定格運
転に達した後は再結合器4で酸素水素結合を行うことに
より、格納容器lO内の水素ガス及び酸素ガスの濃度上
昇(従って圧力上昇)を防止し得る。なおフィルタ21
はそのエレメントが水素を吸蔵しない限シ保守の必要が
ない。
本実施例は、気水分離器6の下流にフィルタ21を設け
たので、再結合器4で結合されなかった余剰水素が捕捉
されるから、格納容器10内の水素と酸素の濃度がバラ
ンスよく低下するという効果、及びフィルタのエレメン
トが濡れないので水素捕捉効率が低下しないという効果
がある。フィルタ21を再結合器4の上流側に設けると
、格納容器10内に酸素ガスが残ることがあシ、またフ
ィルタ21が濡れてその水素捕捉効率が低下すると考え
られる。
たので、再結合器4で結合されなかった余剰水素が捕捉
されるから、格納容器10内の水素と酸素の濃度がバラ
ンスよく低下するという効果、及びフィルタのエレメン
トが濡れないので水素捕捉効率が低下しないという効果
がある。フィルタ21を再結合器4の上流側に設けると
、格納容器10内に酸素ガスが残ることがあシ、またフ
ィルタ21が濡れてその水素捕捉効率が低下すると考え
られる。
第9図ないし第13図は上記フィルタの代表的な構造を
示したものである。第9図はケース22内に粒形の水素
吸蔵金属25を入れ、バッフル24を配設し、出入口に
粒の脱落防止用金網23を設けたものである。第10図
は、水素吸蔵金属製の多数のバッフル26をケース22
内に配列したもの、第11図は水素吸蔵金属製の多数の
丸パイプ27をケース22内にガス流の方向に配列した
ものでガスはパイプの内外を流れる。第12図は水素吸
蔵金属製の多数の板状フィン28をケース22内の孔明
き板29の背後に設けたもの、第13図は水素吸蔵金属
のワイヤをメツシー状に組立てたもの30をケース22
内に収めたものである。上記いずれのフィルタ例におい
ても、水素吸蔵金属の表面積が大きく、且つケース内を
流れる水素ガスと十分に接触して水素捕捉効率を高める
ようになっている。
示したものである。第9図はケース22内に粒形の水素
吸蔵金属25を入れ、バッフル24を配設し、出入口に
粒の脱落防止用金網23を設けたものである。第10図
は、水素吸蔵金属製の多数のバッフル26をケース22
内に配列したもの、第11図は水素吸蔵金属製の多数の
丸パイプ27をケース22内にガス流の方向に配列した
ものでガスはパイプの内外を流れる。第12図は水素吸
蔵金属製の多数の板状フィン28をケース22内の孔明
き板29の背後に設けたもの、第13図は水素吸蔵金属
のワイヤをメツシー状に組立てたもの30をケース22
内に収めたものである。上記いずれのフィルタ例におい
ても、水素吸蔵金属の表面積が大きく、且つケース内を
流れる水素ガスと十分に接触して水素捕捉効率を高める
ようになっている。
フィルタエレメントを焼結金属のような多孔質にすれば
更に水素捕捉能力と捕捉速度を増大させることができる
。
更に水素捕捉能力と捕捉速度を増大させることができる
。
第14図は原子炉格納容器内の水素を除去する第1発明
の他の実施例を示す。この実施例は、三重円筒形に形成
された水素吸蔵金属31をドライウェルヘッド32の内
側に取付けたものであり、水素ガスが格納容器10内に
存在する酸素や窒素などの他のガスより比重が小さいた
め容器10の上部に集まることに着目して水素を速やか
に捕捉するものである。水素吸蔵金属31はドライウェ
ルヘッド32と一緒に容器10から取外すことができ、
また図示していないが前述のFe2が格納容器lOに接
続されている。本実施例によれば、Fe2のブロワ3の
送風能力に関係なく水素を捕捉するので、第15図に示
したように、格納容器10内の水素濃度を更に低く抑え
る効果がある。また重要な効果は、電源喪失等により従
来のFe2が無効となっても水素を捕捉できる点にある
。
の他の実施例を示す。この実施例は、三重円筒形に形成
された水素吸蔵金属31をドライウェルヘッド32の内
側に取付けたものであり、水素ガスが格納容器10内に
存在する酸素や窒素などの他のガスより比重が小さいた
め容器10の上部に集まることに着目して水素を速やか
に捕捉するものである。水素吸蔵金属31はドライウェ
ルヘッド32と一緒に容器10から取外すことができ、
また図示していないが前述のFe2が格納容器lOに接
続されている。本実施例によれば、Fe2のブロワ3の
送風能力に関係なく水素を捕捉するので、第15図に示
したように、格納容器10内の水素濃度を更に低く抑え
る効果がある。また重要な効果は、電源喪失等により従
来のFe2が無効となっても水素を捕捉できる点にある
。
第16図は原子炉格納容器内の水素を除去する第1発明
の更に他の実施例を示す。ドライウェルヘッド32を貫
通したノヤイゾ40の上側に隔離弁39及び水素吸蔵金
属粒36を入れたタンク35を設け、タンク35には弁
41で封止した窒素ガス注入管を接続しである。格納容
器10内には受皿38の方向に勾配をつけた複数のバッ
フル37を設ける。なお図示していないが、前述のFe
2が格納容器10に接続されている。冷却材喪失事故発
生の検知信号または容器lO内の水素濃度検出信号に応
じて弁41を開いてタンク35に窒素ガスを供給し、隔
離弁39を開くと水素吸蔵金属の粒36は格納容器10
内に噴出し、バッフル37に従って受皿38まで落ちる
。この間に水素吸蔵金属粒36は水素を吸蔵し、容器1
0内の水素温度を速やかに低下させる。本実施例では水
素吸蔵金属が粒体であって且つ容器10内で落下するの
で水素ガスとの接触が効果的に々す、水素吸蔵効果が増
大する。
の更に他の実施例を示す。ドライウェルヘッド32を貫
通したノヤイゾ40の上側に隔離弁39及び水素吸蔵金
属粒36を入れたタンク35を設け、タンク35には弁
41で封止した窒素ガス注入管を接続しである。格納容
器10内には受皿38の方向に勾配をつけた複数のバッ
フル37を設ける。なお図示していないが、前述のFe
2が格納容器10に接続されている。冷却材喪失事故発
生の検知信号または容器lO内の水素濃度検出信号に応
じて弁41を開いてタンク35に窒素ガスを供給し、隔
離弁39を開くと水素吸蔵金属の粒36は格納容器10
内に噴出し、バッフル37に従って受皿38まで落ちる
。この間に水素吸蔵金属粒36は水素を吸蔵し、容器1
0内の水素温度を速やかに低下させる。本実施例では水
素吸蔵金属が粒体であって且つ容器10内で落下するの
で水素ガスとの接触が効果的に々す、水素吸蔵効果が増
大する。
第17図は原子炉格納容器内の水素を除去する第1発明
の更に他の実施例を示す。原子炉格納容器内には冷却材
再循環系配管、主蒸気管、給水配管など多くの配管があ
る。これらの配管42の外周には保温材43が巻かれ、
更にその外周を金属薄板44でカバーしているのが普通
である。本実施例は、この金属薄板44を水素吸蔵金属
にしたもので、このようにすれば水素吸蔵金属を設置す
るための特別なスペースを必要としない効果かある。
の更に他の実施例を示す。原子炉格納容器内には冷却材
再循環系配管、主蒸気管、給水配管など多くの配管があ
る。これらの配管42の外周には保温材43が巻かれ、
更にその外周を金属薄板44でカバーしているのが普通
である。本実施例は、この金属薄板44を水素吸蔵金属
にしたもので、このようにすれば水素吸蔵金属を設置す
るための特別なスペースを必要としない効果かある。
他に、保温材カバー44の周シや格納容器10の内壁に
水素吸蔵金属の粉末をバインダーと共に吹き付は又は塗
布しておくことも可能である。
水素吸蔵金属の粉末をバインダーと共に吹き付は又は塗
布しておくことも可能である。
これらの実施例においても格納容器10には従来のFe
2が接続されている。
2が接続されている。
第18図は原子炉圧力容器内の水素を除去する第2発明
の実施例を示す。45は原子炉圧力容器14に接続され
た水素ガス検出器である。46は圧力容器14の上部に
設けられ該検出器45の信号で作動する減圧弁、47は
減圧弁46の下流に接続された水素吸蔵器、48はこれ
らを接続する配管であり、その下流側末端は、主蒸気管
から逃がし弁49を介して分岐し圧力抑制室13の70
−加水中に開口している排気管50に接続されている。
の実施例を示す。45は原子炉圧力容器14に接続され
た水素ガス検出器である。46は圧力容器14の上部に
設けられ該検出器45の信号で作動する減圧弁、47は
減圧弁46の下流に接続された水素吸蔵器、48はこれ
らを接続する配管であり、その下流側末端は、主蒸気管
から逃がし弁49を介して分岐し圧力抑制室13の70
−加水中に開口している排気管50に接続されている。
52は格納容器10に接続されている前記従来のFe2
を表わしている。
を表わしている。
事故発生時、主蒸気隔離弁15が閉じられると、炉心で
先に述べたようにして発生した酸素と水素ガスは圧力容
器14内に蓄積する。圧力容器14内の蒸気中の水素濃
度を常時監視している水素検出器45の検出濃度がしき
い値を超えると電気回路51を介して減圧弁46が作動
される。減圧弁46の作動によシ圧力容器14内の飽和
蒸気は過熱蒸気となって水素吸蔵器47に導かれ水素が
除去される。水素の除去された蒸気は酸素と共に逃がし
弁49の後方排気管50を通って圧力抑制室13のプー
ル水の中に排出される。
先に述べたようにして発生した酸素と水素ガスは圧力容
器14内に蓄積する。圧力容器14内の蒸気中の水素濃
度を常時監視している水素検出器45の検出濃度がしき
い値を超えると電気回路51を介して減圧弁46が作動
される。減圧弁46の作動によシ圧力容器14内の飽和
蒸気は過熱蒸気となって水素吸蔵器47に導かれ水素が
除去される。水素の除去された蒸気は酸素と共に逃がし
弁49の後方排気管50を通って圧力抑制室13のプー
ル水の中に排出される。
この実施例で用いる水素吸蔵器47は、第8図ないし第
12図で示したのとほぼ同様の構造のものとすることが
できる。
12図で示したのとほぼ同様の構造のものとすることが
できる。
減圧弁46は上記のように飽和蒸気を過熱蒸気にする機
能を有する。水素吸蔵金属は乾燥状態で最も水素吸蔵効
率がよいから、減圧弁46を設けることによって水素吸
蔵器47に乾燥蒸気が導かれるようにしたのである。
能を有する。水素吸蔵金属は乾燥状態で最も水素吸蔵効
率がよいから、減圧弁46を設けることによって水素吸
蔵器47に乾燥蒸気が導かれるようにしたのである。
原子炉圧力容器内の水素を除去する第18図の実施例に
おける冷却材喪失事故発生後の炉水中酸素及び水素濃度
の時間的変化を第19図に示す。
おける冷却材喪失事故発生後の炉水中酸素及び水素濃度
の時間的変化を第19図に示す。
図中、実線カーブは本実施例が適用されていない場合で
あシ、鎖線カーブは本実施例を適用した場合である。本
実施例適用の場合には、事故発生初期に急速なZ r
−H20反応に追随できないための過渡的な水素濃度ピ
ークが現われるが、この時期では炉水中の酸素量が少な
く爆発には至らない。その後、時間の経過と共に水素吸
蔵金属の水素機R量は飽和に達し、数時間後水素吸蔵器
47を流れる酸素及び水素ガスは水素を吸蔵されずに排
気管50からプール水中を通って格納容器10内に移行
する。しかし、この時点で発生する水素は主に核***生
成物の放射線による水の放射線分解によるものだけであ
って比較的少く、格納室器に接続した従来のFe226
で十分に処理することができる。
あシ、鎖線カーブは本実施例を適用した場合である。本
実施例適用の場合には、事故発生初期に急速なZ r
−H20反応に追随できないための過渡的な水素濃度ピ
ークが現われるが、この時期では炉水中の酸素量が少な
く爆発には至らない。その後、時間の経過と共に水素吸
蔵金属の水素機R量は飽和に達し、数時間後水素吸蔵器
47を流れる酸素及び水素ガスは水素を吸蔵されずに排
気管50からプール水中を通って格納容器10内に移行
する。しかし、この時点で発生する水素は主に核***生
成物の放射線による水の放射線分解によるものだけであ
って比較的少く、格納室器に接続した従来のFe226
で十分に処理することができる。
すなわち、Fe226は定格運転状態に至るのに3〜4
時間を要するが、水素吸蔵金属が飽和に達して水素が格
納容器10内に移行する頃にはFe2は定格運転状態に
あplその機能を期待することができるから、格納容器
10内の爆発の危険はない。
時間を要するが、水素吸蔵金属が飽和に達して水素が格
納容器10内に移行する頃にはFe2は定格運転状態に
あplその機能を期待することができるから、格納容器
10内の爆発の危険はない。
第20図は原子炉圧力容器内の水素を除去する第2発明
の他の実施例を示す。この実施例は第18図に示した実
施例において水素吸蔵器47の下流側に酸素・水素再結
合器53を直列に接続したものであり、これによシ、第
18図に示した実施例では回収不能であった圧力容器内
発生酸素を処理し得る。
の他の実施例を示す。この実施例は第18図に示した実
施例において水素吸蔵器47の下流側に酸素・水素再結
合器53を直列に接続したものであり、これによシ、第
18図に示した実施例では回収不能であった圧力容器内
発生酸素を処理し得る。
再結合器53は立ち上りに3〜4時間を要するので事故
初期に発生する水素は主として水素吸蔵器47で除去さ
れるが、その水素吸蔵金属が事故発生の数時間後に飽和
に達する頃には再結合器53が定格運転状態になってい
て炉心から流出して来る酸素と水素を結合させることが
できる。従って、格納容器10内に排出される酸素及び
水素ガスの量を爆発限界未満に抑えることができ、Fe
226の負担を軽減することができる。
初期に発生する水素は主として水素吸蔵器47で除去さ
れるが、その水素吸蔵金属が事故発生の数時間後に飽和
に達する頃には再結合器53が定格運転状態になってい
て炉心から流出して来る酸素と水素を結合させることが
できる。従って、格納容器10内に排出される酸素及び
水素ガスの量を爆発限界未満に抑えることができ、Fe
226の負担を軽減することができる。
第21図は、酸素を注入することにより原子炉格納容器
内の水素濃度を低減させる第3発明の実施レリを示す。
内の水素濃度を低減させる第3発明の実施レリを示す。
これは、第1図に示した従来のFCSループにおける再
結合器4に酸素注入装置54を備えると共に、上流側配
管の途中にガス蔭度分析器55、流量計56を設けたも
のである。先に述べたようにZr H20反応では発生
した水素に対して再結合すべき酸素の発生がなく、この
ことが再結合器4で水素ガスを満足に処理できない一因
になっていた。本実施例によれば、冷却材喪失事故時に
Z r −H20反応で水素が発生しても、ガス濃度分
析器55並びに流量計56による水素及び酸素ガスの濃
度並びに流量の測定値に応じて酸素注入装置54からの
酸素注入量を制御して再結合器4で水素をそれに見合っ
た量の酸素と結合させることにより、格納容器10内の
内圧上昇や爆発の危険を極力避けられる。
結合器4に酸素注入装置54を備えると共に、上流側配
管の途中にガス蔭度分析器55、流量計56を設けたも
のである。先に述べたようにZr H20反応では発生
した水素に対して再結合すべき酸素の発生がなく、この
ことが再結合器4で水素ガスを満足に処理できない一因
になっていた。本実施例によれば、冷却材喪失事故時に
Z r −H20反応で水素が発生しても、ガス濃度分
析器55並びに流量計56による水素及び酸素ガスの濃
度並びに流量の測定値に応じて酸素注入装置54からの
酸素注入量を制御して再結合器4で水素をそれに見合っ
た量の酸素と結合させることにより、格納容器10内の
内圧上昇や爆発の危険を極力避けられる。
第1発明によれば、冷却材喪失事故時に原子炉格納容器
内に増加する水素ガスを速やかに除去して格納容器内の
圧力と水素濃度を低下させ、該格納容器内での水素爆発
及び格納容器からの核***生成物の漏洩の恐れを減らす
ことができる。第2発明によれば、上記事故時に炉心で
発生した水素ガスを速やかに除去して原子炉圧力容器内
の水素濃度を低下させて該圧力容器内での水素爆発の恐
れを減らすことができるばかりでなく、冷却材への水素
ガス混入による熱伝達劣化を防止して炉心の冷却に資す
ること、従って燃料被覆管の酸化反応を抑制してその損
傷を減らすと共に発生水素の総量を低減し得ることとい
う効果があると共に、圧力容器から格納容器に排出され
る水素ガスを減少させることかできる。
内に増加する水素ガスを速やかに除去して格納容器内の
圧力と水素濃度を低下させ、該格納容器内での水素爆発
及び格納容器からの核***生成物の漏洩の恐れを減らす
ことができる。第2発明によれば、上記事故時に炉心で
発生した水素ガスを速やかに除去して原子炉圧力容器内
の水素濃度を低下させて該圧力容器内での水素爆発の恐
れを減らすことができるばかりでなく、冷却材への水素
ガス混入による熱伝達劣化を防止して炉心の冷却に資す
ること、従って燃料被覆管の酸化反応を抑制してその損
傷を減らすと共に発生水素の総量を低減し得ることとい
う効果があると共に、圧力容器から格納容器に排出され
る水素ガスを減少させることかできる。
壕だ第1発明及び第2発明のいずれにおいても、水素吸
蔵金属は水素吸蔵速度が速く、水素吸蔵能力が大きく、
且つ一旦水素を吸蔵したこれら水素吸蔵金属は冷却材喪
失事故時のそれらの作動環境の下では化学的に安定であ
って水素を放出しないので、急激な水素の増加に速やか
に対応し且つ事故の拡大を防止し得る。そして水素を吸
蔵した水素吸蔵金属は後に所要熱量を与えることにより
水素を放出し、性能の劣化を殆んど伴わすに再使用し得
る利点がある。しかも水素吸蔵金属の水素吸蔵作用は外
部からのエネルギの供給の必要がない自発的なものであ
るから、停電等の影響を受けず原子炉安全設備として信
頓性が高い。
蔵金属は水素吸蔵速度が速く、水素吸蔵能力が大きく、
且つ一旦水素を吸蔵したこれら水素吸蔵金属は冷却材喪
失事故時のそれらの作動環境の下では化学的に安定であ
って水素を放出しないので、急激な水素の増加に速やか
に対応し且つ事故の拡大を防止し得る。そして水素を吸
蔵した水素吸蔵金属は後に所要熱量を与えることにより
水素を放出し、性能の劣化を殆んど伴わすに再使用し得
る利点がある。しかも水素吸蔵金属の水素吸蔵作用は外
部からのエネルギの供給の必要がない自発的なものであ
るから、停電等の影響を受けず原子炉安全設備として信
頓性が高い。
第3発明によれば、従来のFe2が殆ど処理し得なかっ
たZr−H20反応により発生した水素を酸素との結合
により処理することができる。
たZr−H20反応により発生した水素を酸素との結合
により処理することができる。
第1図は従来のFe2の系統図、第2図は従来のFe2
による原子炉格納容器内の水素及び酸素濃度の変化を示
す図、第3図は酸素と水素の混合ガスの爆発限界を示す
図、第4図は原子炉圧力容器内の水素を除去する従来の
手段を備えたBWR−次冷却系の略図、第5図は第4図
による場合の事故発生後の炉水中の酸素及び水素濃度の
変化を示す図、第6図は水素吸蔵金属Mgの水素吸蔵特
性を示す図、菓7シは原子炉格納容器内の水素を除去す
る本発明の実施例を示す系統図、第8図は第7図の実施
例による格納容器内の水素及び酸素濃度の変化を示す図
、第9図ないし第13図は本発明の実施例に使用される
水素吸蔵フィルタの幾つかの例を示す断面図、第14図
は原子炉格納容器内の水素を除去する本発明の他の実施
例を示す格納容器断面図、第15図は第14図の実施例
による格納容器内の水素及び酸素濃度の変化を示す図、
第16図及び第17図は格納容器内の水素を除去する本
発明の夫々異る他の実施例を示す格納容器断面図、第1
8図は原子炉圧力容器内の水素を除去する本発明の実施
例を示す格納容器断面図、第19図は第18図の実施例
による炉水中酸素及び水素濃度の変化を示す図、第20
図は原子炉圧力容器内の水素を除去する本発明の他の実
施例を示す格納容器断面図、第21図は酸素を注入する
ことによシ原子炉格納容器内の水素を除去する本発明の
実施例を示す系統図である。 4・・・再結合器 5・・・冷却器6・・・気
水分離器 lO・・・原子炉格納容器13・・・
圧力抑制室 14・・・原子炉圧力容器16・・
・タービン 17・・・復水器19・・・
再結合器 21・・・水素吸蔵器31・・・水
素吸蔵金属円筒 36・・・水素吸蔵金属粒37・・
・バッフル 38・・・受皿42・・・配管
44・・・水素吸蔵金属製カバー45
・・・水素濃度検出器 46・・・減圧弁47・・・
水素吸蔵器 49・・・逃がし弁50・・・排
気管 52・・・FC853・・・再結合器
、 54・・・酸素注入装置55・・・ガス濃
度分析器 56・・・流量計代理人 本 多 小
i平 ¥1図 1 ”玉 第3図 水素濃度 児4図 1 m= −■ 事故発生後のH行間(hr) 1品 1度 じC) 事故発生後の時間(hr) 児9図 ’24 第12図 寓15図 事故発止後の時間(陀r) 鳥19図 事故発生後め時間(にr) 兜20図 日立市森山町1168番地株式会社 エネルギー研究所内 448−
による原子炉格納容器内の水素及び酸素濃度の変化を示
す図、第3図は酸素と水素の混合ガスの爆発限界を示す
図、第4図は原子炉圧力容器内の水素を除去する従来の
手段を備えたBWR−次冷却系の略図、第5図は第4図
による場合の事故発生後の炉水中の酸素及び水素濃度の
変化を示す図、第6図は水素吸蔵金属Mgの水素吸蔵特
性を示す図、菓7シは原子炉格納容器内の水素を除去す
る本発明の実施例を示す系統図、第8図は第7図の実施
例による格納容器内の水素及び酸素濃度の変化を示す図
、第9図ないし第13図は本発明の実施例に使用される
水素吸蔵フィルタの幾つかの例を示す断面図、第14図
は原子炉格納容器内の水素を除去する本発明の他の実施
例を示す格納容器断面図、第15図は第14図の実施例
による格納容器内の水素及び酸素濃度の変化を示す図、
第16図及び第17図は格納容器内の水素を除去する本
発明の夫々異る他の実施例を示す格納容器断面図、第1
8図は原子炉圧力容器内の水素を除去する本発明の実施
例を示す格納容器断面図、第19図は第18図の実施例
による炉水中酸素及び水素濃度の変化を示す図、第20
図は原子炉圧力容器内の水素を除去する本発明の他の実
施例を示す格納容器断面図、第21図は酸素を注入する
ことによシ原子炉格納容器内の水素を除去する本発明の
実施例を示す系統図である。 4・・・再結合器 5・・・冷却器6・・・気
水分離器 lO・・・原子炉格納容器13・・・
圧力抑制室 14・・・原子炉圧力容器16・・
・タービン 17・・・復水器19・・・
再結合器 21・・・水素吸蔵器31・・・水
素吸蔵金属円筒 36・・・水素吸蔵金属粒37・・
・バッフル 38・・・受皿42・・・配管
44・・・水素吸蔵金属製カバー45
・・・水素濃度検出器 46・・・減圧弁47・・・
水素吸蔵器 49・・・逃がし弁50・・・排
気管 52・・・FC853・・・再結合器
、 54・・・酸素注入装置55・・・ガス濃
度分析器 56・・・流量計代理人 本 多 小
i平 ¥1図 1 ”玉 第3図 水素濃度 児4図 1 m= −■ 事故発生後のH行間(hr) 1品 1度 じC) 事故発生後の時間(hr) 児9図 ’24 第12図 寓15図 事故発止後の時間(陀r) 鳥19図 事故発生後め時間(にr) 兜20図 日立市森山町1168番地株式会社 エネルギー研究所内 448−
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1、原子炉格納容器内の水素ガスに接触せしめられる水
素吸蔵金属からなる水素捕捉体を備えたことを特徴とす
る原子炉格納容器内水素ガスの除去装置。 2、一端が原子炉格納容器の上部に、他端が該格納容器
の下部に接続され、流体の流れる方向にプロア、酸素水
素再結合器及び気水分離器をこの順に含む閉ループ流路
中に、上記水素捕捉体を上記気水分離器の下流に設けた
ことを特徴とする特許請求の範囲第1項記載の原子炉格
納容器内水素ガスの除去装置。 3、水素捕捉体を原子炉格納容器の内部に設けたことを
特徴とする特許請求の範囲第1項記載の原子炉格納容器
内水素ガスの除去装置。 4、水素吸蔵金属からなる多数の粒形の水素捕捉体を原
子炉格納容器内に上部から噴出させるようにしたことを
特徴とする特許請求の範囲第1項記載の原子炉格納容器
内水素ガスの除去装置。 5、沸騰水型原子炉の圧力容器の上部から原子炉格納容
器内の圧力抑制室のプール水中に至る管路中に減圧弁と
、該減圧弁の下流に位置する水素吸蔵金属からなる水素
捕捉体とを設けたことを特徴とする沸騰水型原子炉の圧
力容器内水素ガスを除去する装置。 6、水素捕捉体の下流において上記管路中に酸素水素再
結合器を設けたことを特徴とする特許請求の範囲第5項
記載の沸騰水型原子炉の圧力容器内水素ガスの除去装置
。 7、一端が原子炉格納容器の上部、に、他端が該格納容
器の下部に接続され、流体の流れる方向にプロア、酸素
水素再結合器及び気水分離器をこの順に含む閉ループ流
路と、上記酸素水素再結合器に酸素を該閉ループ外から
注入する装置とからなることを特徴とする原子炉格納容
器内水素ガスの除去装置。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP57230867A JPS59116581A (ja) | 1982-12-24 | 1982-12-24 | 原子炉格納容器又は圧力容器内の水素を除去する装置 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP57230867A JPS59116581A (ja) | 1982-12-24 | 1982-12-24 | 原子炉格納容器又は圧力容器内の水素を除去する装置 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS59116581A true JPS59116581A (ja) | 1984-07-05 |
JPH046920B2 JPH046920B2 (ja) | 1992-02-07 |
Family
ID=16914545
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP57230867A Granted JPS59116581A (ja) | 1982-12-24 | 1982-12-24 | 原子炉格納容器又は圧力容器内の水素を除去する装置 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS59116581A (ja) |
Cited By (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4631164A (en) * | 1981-11-05 | 1986-12-23 | Kraftwerk Union Aktiengesellschaft | Nuclear power station with a containment |
JP2011506990A (ja) * | 2007-12-21 | 2011-03-03 | テーエヌ・アンテルナシオナル | 密閉容器内で酸素の制御放出が可能であるように考案された、放射性物質の運搬および/または貯蔵装置 |
CN110379526A (zh) * | 2019-06-11 | 2019-10-25 | 岭澳核电有限公司 | 压水反应堆核岛容器吹扫方法及排氢吹扫*** |
KR102202856B1 (ko) * | 2019-10-31 | 2021-01-14 | 한국과학기술원 | 중대사고 발생시 격납건물 파손 방지 및 방사성 물질의 지속적 제염을 위한 원환형 관 형태의 피동 방출 장치 |
JP2021096200A (ja) * | 2019-12-19 | 2021-06-24 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力発電プラント |
EP4047618A4 (en) * | 2019-10-19 | 2023-04-26 | Takashi Sato | NUCLEAR PLANT |
Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS52135000A (en) * | 1976-05-07 | 1977-11-11 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Treating method for radioactive waste gas |
-
1982
- 1982-12-24 JP JP57230867A patent/JPS59116581A/ja active Granted
Patent Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS52135000A (en) * | 1976-05-07 | 1977-11-11 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Treating method for radioactive waste gas |
Cited By (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4631164A (en) * | 1981-11-05 | 1986-12-23 | Kraftwerk Union Aktiengesellschaft | Nuclear power station with a containment |
JP2011506990A (ja) * | 2007-12-21 | 2011-03-03 | テーエヌ・アンテルナシオナル | 密閉容器内で酸素の制御放出が可能であるように考案された、放射性物質の運搬および/または貯蔵装置 |
CN110379526A (zh) * | 2019-06-11 | 2019-10-25 | 岭澳核电有限公司 | 压水反应堆核岛容器吹扫方法及排氢吹扫*** |
EP4047618A4 (en) * | 2019-10-19 | 2023-04-26 | Takashi Sato | NUCLEAR PLANT |
KR102202856B1 (ko) * | 2019-10-31 | 2021-01-14 | 한국과학기술원 | 중대사고 발생시 격납건물 파손 방지 및 방사성 물질의 지속적 제염을 위한 원환형 관 형태의 피동 방출 장치 |
JP2021096200A (ja) * | 2019-12-19 | 2021-06-24 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力発電プラント |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPH046920B2 (ja) | 1992-02-07 |
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