JP2012247331A

JP2012247331A - 原子力発電プラント及びその運転方法

Info

Publication number: JP2012247331A
Application number: JP2011119961A
Authority: JP
Inventors: Yoichi Wada; 陽一和田; Hideyuki Hosokawa; 秀幸細川
Original assignee: Hitachi-GE Nuclear Energy Ltd
Current assignee: Hitachi GE Vernova Nuclear Energy Ltd
Priority date: 2011-05-30
Filing date: 2011-05-30
Publication date: 2012-12-13

Abstract

【課題】
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。
【解決手段】
本発明では、上記課題を解決するために、原子炉圧力容器から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。
【選択図】図６

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

特開２００７−３３２８５号公報特開２０１１−１２９７３号公報

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。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。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。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。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。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。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。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。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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

平衡反応のギブスの自由エネルギーΔＧと酸素の分圧Ｐ_O2は
ΔG＝RTlnP_O2
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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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、
Ｉ_２ +Ｈ_２ → ２ＨＩ（気体）
ＨＩ（気体） + Ｈ_２Ｏ（液体） → Ｈ_３Ｏ⁺ + 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。

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。

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。

Claims

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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。