JPS6247280B2 - - Google Patents
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- JPS6247280B2 JPS6247280B2 JP55032752A JP3275280A JPS6247280B2 JP S6247280 B2 JPS6247280 B2 JP S6247280B2 JP 55032752 A JP55032752 A JP 55032752A JP 3275280 A JP3275280 A JP 3275280A JP S6247280 B2 JPS6247280 B2 JP S6247280B2
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- hydrogen
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- Expired
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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
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は放射性ガスの処理方法に係り、特に冷
却材喪失事故（以下LOCAと略す。）時などに原
子炉格納容器（以下PCVと略す。）内に漏洩した
水素および放射性物質を含むガスを排出するとき
に好適な放射ガスの処理方法に関するものであ
る。
却材喪失事故（以下LOCAと略す。）時などに原
子炉格納容器（以下PCVと略す。）内に漏洩した
水素および放射性物質を含むガスを排出するとき
に好適な放射ガスの処理方法に関するものであ
る。
原子炉にLOCAなどの事故が発生した場合、
PCVは隔離される。そのため、PCV内は漏洩し
た水蒸気、放射性希ガスおよび炉水が分解して生
成された酸素、水素等で満された状態になる。し
たがつて、事故状態が収拾され、原子炉施設を復
旧するときは、上記のガスを排除する必要があ
る。この場合、従来は、上記のガス中の水素は可
撚ガス濃度制御系を用いてガス中に含まれる酸素
と再結合させて水蒸気とし、放射性希ガスは
PCV内で崩壊によつて放射能が減衰するまで待
つて、その後、そのまま、または、非常用ガス処
理系で処理した後、大気中に放出させていた。そ
のため、PCV内の上記ガスの排除に長期間を必
要とするのみならず、放射性希ガスの放出による
被曝が問題になつていた。
PCVは隔離される。そのため、PCV内は漏洩し
た水蒸気、放射性希ガスおよび炉水が分解して生
成された酸素、水素等で満された状態になる。し
たがつて、事故状態が収拾され、原子炉施設を復
旧するときは、上記のガスを排除する必要があ
る。この場合、従来は、上記のガス中の水素は可
撚ガス濃度制御系を用いてガス中に含まれる酸素
と再結合させて水蒸気とし、放射性希ガスは
PCV内で崩壊によつて放射能が減衰するまで待
つて、その後、そのまま、または、非常用ガス処
理系で処理した後、大気中に放出させていた。そ
のため、PCV内の上記ガスの排除に長期間を必
要とするのみならず、放射性希ガスの放出による
被曝が問題になつていた。
本発明は上記に鑑みてなされたもので、その目
的とするところは、冷却材喪失事故時などに原子
炉格納容器内に漏洩した水素および放射性物質を
含むガスを排出するときに、すみやかに、かつ、
水素および放射性物質を充分除去して排出するこ
とができる放射性ガスの処理方法を提供すること
にある。
的とするところは、冷却材喪失事故時などに原子
炉格納容器内に漏洩した水素および放射性物質を
含むガスを排出するときに、すみやかに、かつ、
水素および放射性物質を充分除去して排出するこ
とができる放射性ガスの処理方法を提供すること
にある。
本発明の特徴は、PCV内に漏洩した水素およ
び放射性物質を含むガスを排出するときに、この
ガスを通常時に復水器から抽気した水素および放
射性物質を含むガスを処理する水素、酸素再結合
器と放射性物質を除去する希ガスホールドアツプ
装置とを通して水素および放射性物質を除去して
から排出するようにした点にある。
び放射性物質を含むガスを排出するときに、この
ガスを通常時に復水器から抽気した水素および放
射性物質を含むガスを処理する水素、酸素再結合
器と放射性物質を除去する希ガスホールドアツプ
装置とを通して水素および放射性物質を除去して
から排出するようにした点にある。
以下本発明の方法の一実施例を図を用いて詳細
に説明する。
に説明する。
図は本発明の方法の一実施例を説明するための
原子炉格納容器排気処理システムの系統図であ
る。図において、１は原子炉圧力容器、２は原子
炉格納容器（PCV）で、復水器抽出ガス処理系
は、空気抽出器３、水素・酸素再結合器４、排ガ
ス減衰管５、脱湿搭６、希ガスホールドアツプ装
置７、スタツク８より構成してあり、空気抽出器
３の復水器側には弁９を設け、弁９と空気抽出器
３との間とPCV２とを弁１０を介して配管１１
で接続してある。なお、水素・酸素再結合器４は
触煤を用いて水素と酸素とを再結合させて水蒸気
（水）とするように構成してあり、希ガスホール
ドアツプ装置７は活性炭によつて放射性希ガスお
よび放射性粒子状核種を吸着除去するように構成
してあり、Xe―131m（Xeはキセノン）は約1/2
以上、Xe―133は約1/35以上、その他の放射性キ
セノン、Kr―85（Krはクリプトン）以外の放射
性クリプトン、ヨウ素および粒子状放射性物質は
無視できる程度まで放出量を低減できる。
原子炉格納容器排気処理システムの系統図であ
る。図において、１は原子炉圧力容器、２は原子
炉格納容器（PCV）で、復水器抽出ガス処理系
は、空気抽出器３、水素・酸素再結合器４、排ガ
ス減衰管５、脱湿搭６、希ガスホールドアツプ装
置７、スタツク８より構成してあり、空気抽出器
３の復水器側には弁９を設け、弁９と空気抽出器
３との間とPCV２とを弁１０を介して配管１１
で接続してある。なお、水素・酸素再結合器４は
触煤を用いて水素と酸素とを再結合させて水蒸気
（水）とするように構成してあり、希ガスホール
ドアツプ装置７は活性炭によつて放射性希ガスお
よび放射性粒子状核種を吸着除去するように構成
してあり、Xe―131m（Xeはキセノン）は約1/2
以上、Xe―133は約1/35以上、その他の放射性キ
セノン、Kr―85（Krはクリプトン）以外の放射
性クリプトン、ヨウ素および粒子状放射性物質は
無視できる程度まで放出量を低減できる。
原子炉の通常運転時には、弁１０を閉、弁９を
開とするため、復水器抽出ガス処理系は、復水器
１２内に持ち込まれた水素、放射性希ガスおよび
放射性核種を処理する。
開とするため、復水器抽出ガス処理系は、復水器
１２内に持ち込まれた水素、放射性希ガスおよび
放射性核種を処理する。
ところで、LOCA等の事故が発生した場合、
PCV２内に漏洩した水蒸気、放射性希ガス、放
射性粒子状核種および炉水の放射線分解や水―金
属反応によつて生成された酸素、水素によつて、
PCV２内の圧力が所定値に達すると、その信号
によつてPCV２が隔離される。したがつて、こ
れらがPCV２内に封入されたままになる。した
がつて、事故状態が収拾され、原子炉施設を復旧
するときに、上記の水素および放射性物質を含む
ガスを排出しなければならないが、このとき、本
発明では下記のように処理する。
PCV２内に漏洩した水蒸気、放射性希ガス、放
射性粒子状核種および炉水の放射線分解や水―金
属反応によつて生成された酸素、水素によつて、
PCV２内の圧力が所定値に達すると、その信号
によつてPCV２が隔離される。したがつて、こ
れらがPCV２内に封入されたままになる。した
がつて、事故状態が収拾され、原子炉施設を復旧
するときに、上記の水素および放射性物質を含む
ガスを排出しなければならないが、このとき、本
発明では下記のように処理する。
すなわち、弁９を閉、弁１０を開として、
PCV２内の上記ガスを空気抽出器３により吸引
し、まず、水素・酸素再結合器４に導いて、ガス
中の水素と酸素とを再結合させて水素を水蒸気
（水）として除去する。その後、排ガス減衰管
５、脱湿搭６を通過させてから希ガスホールドア
ツプ装置７に導いて、ここで、放射性希ガスおよ
び放射性粒子状核種を除去さ、スタツク８から系
外へ放出させるようにする。
PCV２内の上記ガスを空気抽出器３により吸引
し、まず、水素・酸素再結合器４に導いて、ガス
中の水素と酸素とを再結合させて水素を水蒸気
（水）として除去する。その後、排ガス減衰管
５、脱湿搭６を通過させてから希ガスホールドア
ツプ装置７に導いて、ここで、放射性希ガスおよ
び放射性粒子状核種を除去さ、スタツク８から系
外へ放出させるようにする。
110MWe級の沸騰水形原子炉のドライウエル内
空間容積は約9000m3程度あり、希ガスホールドア
ツプ装置７の流量は約40Nm3／ｈであるから、上
記のようにしてPCV２内のガスを処理すると、
ドライウエル内の排出は約10日で行うことができ
る。しかも、ガス中の水素、放射性希ガスおよび
放射性粒子状核種の放出量を効果的に低減でき
る。
空間容積は約9000m3程度あり、希ガスホールドア
ツプ装置７の流量は約40Nm3／ｈであるから、上
記のようにしてPCV２内のガスを処理すると、
ドライウエル内の排出は約10日で行うことができ
る。しかも、ガス中の水素、放射性希ガスおよび
放射性粒子状核種の放出量を効果的に低減でき
る。
上記したように、本発明の方法の実施例によれ
ば、PCV２内の水素および放射性物質を含むガ
スを排出するときに、復水器抽出ガス処理系の水
素・酸素再結合器４と希ガスホールドアツプ装置
７とを通して排出するようにしたので、ガス放出
期間を短縮でき、原子炉施設をすみやかに復旧さ
せることができる。また、水素、放射性希ガスお
よび放射性粒子状核種の放出量を効果的に低減で
きるので、放射能被曝の問題が生ずることがな
い。さらに、既設の復水器抽出ガス処理系を用い
ているので、新たに装置を追加することが不必要
である。
ば、PCV２内の水素および放射性物質を含むガ
スを排出するときに、復水器抽出ガス処理系の水
素・酸素再結合器４と希ガスホールドアツプ装置
７とを通して排出するようにしたので、ガス放出
期間を短縮でき、原子炉施設をすみやかに復旧さ
せることができる。また、水素、放射性希ガスお
よび放射性粒子状核種の放出量を効果的に低減で
きるので、放射能被曝の問題が生ずることがな
い。さらに、既設の復水器抽出ガス処理系を用い
ているので、新たに装置を追加することが不必要
である。
以上説明したように、本発明によれば、冷却材
喪失事故時などに原子炉格納容器内に漏洩した水
素および放射性物質を含むガスを排出するとき
に、すみやかに、かつ、水素および放射性物質を
充分除去して排出することができ、原子炉施設の
復旧を早め、しかも、放射能被曝の問題が生じな
いようにできるという効果がある。
喪失事故時などに原子炉格納容器内に漏洩した水
素および放射性物質を含むガスを排出するとき
に、すみやかに、かつ、水素および放射性物質を
充分除去して排出することができ、原子炉施設の
復旧を早め、しかも、放射能被曝の問題が生じな
いようにできるという効果がある。
図は本発明の放射性ガスの処理方法の一実施例
を説明するための原子炉格納容器排気処理システ
ムの系統図である。 １…原子炉圧力容器、２…原子炉格納容器、３
…空気抽出器、４…水素・酸素再結合器、７…希
ガスホールドアツプ装置、８…スタツク、９，１
０…弁、１１…配管、１２…復水器。
を説明するための原子炉格納容器排気処理システ
ムの系統図である。 １…原子炉圧力容器、２…原子炉格納容器、３
…空気抽出器、４…水素・酸素再結合器、７…希
ガスホールドアツプ装置、８…スタツク、９，１
０…弁、１１…配管、１２…復水器。
Claims (1)
- １ 冷却材喪失事故時などに原子炉格納容器内に
漏洩した水素および放射性物質を含むガスを排出
するときに、該ガスを通常時に復水器から抽出し
た水素および放射性物質を含むガスを処理する水
素、酸素再結合器と放射性物質を除去する希ガス
ホールドアツプ装置とを通して上記水素および放
射性物質を除去してから排出することを特徴とす
る放射性ガスの処理方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3275280A JPS56129898A (en) | 1980-03-17 | 1980-03-17 | Method of treating radioactive gas |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3275280A JPS56129898A (en) | 1980-03-17 | 1980-03-17 | Method of treating radioactive gas |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS56129898A JPS56129898A (en) | 1981-10-12 |
| JPS6247280B2 true JPS6247280B2 (ja) | 1987-10-07 |
Family
ID=12367569
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3275280A Granted JPS56129898A (en) | 1980-03-17 | 1980-03-17 | Method of treating radioactive gas |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS56129898A (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2012002736A (ja) * | 2010-06-18 | 2012-01-05 | Sumitomo Heavy Ind Ltd | 排気ｒｉ濃度低減装置 |
-
1980
- 1980-03-17 JP JP3275280A patent/JPS56129898A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS56129898A (en) | 1981-10-12 |
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