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

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。

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。

〔従来技術〕

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、。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

〔発明の目的〕

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。

〔発明の概要〕

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。

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。

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。

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。

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。

（１）　　水素の吸蔵量、放出量が大きく、またその速
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。

（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。

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。

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
。

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
。

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。

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
。

〔発明の実施例〕

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。

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。

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。

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。

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。

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
。

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
。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

〔発明の効果〕

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。

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。

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。

【図面の簡単な説明】

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−

Claims (1)

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。