JP2001147291A - 沸騰水型原子力プラント - Google Patents
沸騰水型原子力プラントInfo
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】沸騰水型原子力プラントにおいて、通常運転時
および水素注入時におけるタービン系の線量率を低減さ
せる。 【解決手段】Ｎ−１６化合物およびＣ−１５の化合物の
吸着設備７を原子炉圧力容器１に近い主蒸気配管３に設
置し、吸着設備７に主蒸気を通すことによって、主蒸気
中に同伴されて来るＮ−１６化合物およびＣ−１５の化
合物を吸着設備７で吸着保持して放射能の半減期をむか
えさせる。このようにして吸着設備７よりも下流側にお
ける設備へ供給される主蒸気中のＮ−１６化合物および
Ｃ−１５の化合物の濃度、すなわち主蒸気系の放射能、
を低減する。
および水素注入時におけるタービン系の線量率を低減さ
せる。 【解決手段】Ｎ−１６化合物およびＣ−１５の化合物の
吸着設備７を原子炉圧力容器１に近い主蒸気配管３に設
置し、吸着設備７に主蒸気を通すことによって、主蒸気
中に同伴されて来るＮ−１６化合物およびＣ−１５の化
合物を吸着設備７で吸着保持して放射能の半減期をむか
えさせる。このようにして吸着設備７よりも下流側にお
ける設備へ供給される主蒸気中のＮ−１６化合物および
Ｃ−１５の化合物の濃度、すなわち主蒸気系の放射能、
を低減する。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、沸騰水型原子力プ
ラントの放射能低減技術に係わり、特に沸騰水型原子炉
で発生した高圧雰囲気を動力エネルギーとして受け入れ
る原子炉タービン系の放射線線量低減に好適な沸騰水型
原子力プラントの放射能低減技術に関する。
ラントの放射能低減技術に係わり、特に沸騰水型原子炉
で発生した高圧雰囲気を動力エネルギーとして受け入れ
る原子炉タービン系の放射線線量低減に好適な沸騰水型
原子力プラントの放射能低減技術に関する。
【０００２】
【従来の技術】近年、沸騰水型原子力プラントでは原子
炉圧力容器内の炉水中の溶存酸素を低減させて原子炉圧
力容器やその内部の構造物の構造材料の粒界応力腐食割
れを防止するために水素注入が試みられている。
炉圧力容器内の炉水中の溶存酸素を低減させて原子炉圧
力容器やその内部の構造物の構造材料の粒界応力腐食割
れを防止するために水素注入が試みられている。
【０００３】しかし、水素注入量が増加するとタービン
系やサイト敷地境界の放射線線量率、特に放射性窒素に
起因する線量率が上昇するため、水素注入量には限界が
ある。これは、通常運転中は硝酸イオンとして炉水中に
溶けている放射性窒素が、水素注入により還元されてア
ンモニアやＮＯなどの気体として主蒸気に同伴されるた
めである。
系やサイト敷地境界の放射線線量率、特に放射性窒素に
起因する線量率が上昇するため、水素注入量には限界が
ある。これは、通常運転中は硝酸イオンとして炉水中に
溶けている放射性窒素が、水素注入により還元されてア
ンモニアやＮＯなどの気体として主蒸気に同伴されるた
めである。
【０００４】この放射線線量率の上昇のしかたは、ある
水素濃度のしきい値までは通常運転時と変わらないが、
そのしきい値から急に上昇する傾向がある。したがっ
て、水素注入量には上限があり、この上限以下の水素注
入量で溶存酸素を低減する必要があった。
水素濃度のしきい値までは通常運転時と変わらないが、
そのしきい値から急に上昇する傾向がある。したがっ
て、水素注入量には上限があり、この上限以下の水素注
入量で溶存酸素を低減する必要があった。
【０００５】このため、アンモニアを錯体として炉水中
に溶存させて、放射性窒素の気相への移行を抑制させる
方法が、特開平5−209992 号公報に示されている。しか
し、水素注入時には試薬の注入量を制御する必要があ
り、通常運転時には効果が期待できない。
に溶存させて、放射性窒素の気相への移行を抑制させる
方法が、特開平5−209992 号公報に示されている。しか
し、水素注入時には試薬の注入量を制御する必要があ
り、通常運転時には効果が期待できない。
【０００６】また、触媒を用いて放射性窒素化合物であ
るアンモニアやＮＯを低減させる方法が示されている。
特開平2−240597 号公報には、セパレータとドライヤの
間に白金触媒のフィルターを設置し、アンモニアをマン
ガン酸化物と反応させて窒素酸化物とする方法が示され
ている。また、アンモニアを酸化物触媒で窒素酸化物に
変化させる方法が、特開平3−116000 号公報に示されて
いる。
るアンモニアやＮＯを低減させる方法が示されている。
特開平2−240597 号公報には、セパレータとドライヤの
間に白金触媒のフィルターを設置し、アンモニアをマン
ガン酸化物と反応させて窒素酸化物とする方法が示され
ている。また、アンモニアを酸化物触媒で窒素酸化物に
変化させる方法が、特開平3−116000 号公報に示されて
いる。
【０００７】
【発明が解決しようとする課題】しかし、これら方法は
アンモニアを対象としているため、ＮＯに対する放射性
窒素の低減は困難である。特開平7−151898 号公報に
は、アンモニアとＮＯの揮発性放射性窒素を低減するた
め、白金などの触媒により炉水中の過酸化水素や酸素と
反応させて揮発性窒素を窒素酸化物イオンにする方法が
示されている。しかし、触媒表面上での水中接触反応で
あるため、効率に困難な点がある。
アンモニアを対象としているため、ＮＯに対する放射性
窒素の低減は困難である。特開平7−151898 号公報に
は、アンモニアとＮＯの揮発性放射性窒素を低減するた
め、白金などの触媒により炉水中の過酸化水素や酸素と
反応させて揮発性窒素を窒素酸化物イオンにする方法が
示されている。しかし、触媒表面上での水中接触反応で
あるため、効率に困難な点がある。
【０００８】一方、炉水の放射線分解で生成する水素・
酸素を再結合させるため、原子炉圧力容器上部に貴金属
触媒を設置する方法が、特開平10−232297号公報に示さ
れている。貴金属触媒に放射性窒素化合物は吸着する
が、特開平10−232297号公報に示されている方法では、
放射性窒素化合物を十分に低減できず、圧力損失増加に
よる発電効率の低下が考慮されていない。
酸素を再結合させるため、原子炉圧力容器上部に貴金属
触媒を設置する方法が、特開平10−232297号公報に示さ
れている。貴金属触媒に放射性窒素化合物は吸着する
が、特開平10−232297号公報に示されている方法では、
放射性窒素化合物を十分に低減できず、圧力損失増加に
よる発電効率の低下が考慮されていない。
【０００９】本発明の目的は、沸騰水型原子力プラント
において、通常運転時および水素注入時におけるタービ
ン系の放射線線量率を低減させることである。
において、通常運転時および水素注入時におけるタービ
ン系の放射線線量率を低減させることである。
【００１０】
【課題を解決するための手段】その発明の目的を達成す
るために、放射性窒素と放射性炭素の化合物を少なくと
も半減期の寿命の間吸着する手段を前記化合物の通る箇
所に備えた沸騰水型原子力プラントを提供するものであ
って、このような沸騰水型原子力プラントによれば、原
子炉側で発生した高圧雰囲気（主蒸気）を受け入れるタ
ービン系へ、その高圧雰囲気に同伴されて放射性窒素と
放射性炭素の化合物が供給されることを、放射性窒素と
放射性炭素の化合物をその放射能寿命の半減期の間吸着
手段に吸着させて弱らせ、タービン系の放射線線量率の
増加を抑制する。
るために、放射性窒素と放射性炭素の化合物を少なくと
も半減期の寿命の間吸着する手段を前記化合物の通る箇
所に備えた沸騰水型原子力プラントを提供するものであ
って、このような沸騰水型原子力プラントによれば、原
子炉側で発生した高圧雰囲気（主蒸気）を受け入れるタ
ービン系へ、その高圧雰囲気に同伴されて放射性窒素と
放射性炭素の化合物が供給されることを、放射性窒素と
放射性炭素の化合物をその放射能寿命の半減期の間吸着
手段に吸着させて弱らせ、タービン系の放射線線量率の
増加を抑制する。
【００１１】
【発明の実施の形態】本発明の実施例では、沸騰水型原
子力プラントの主蒸気に同伴される放射性物質をその寿
命の間だけ吸着することにより、タービン系の線量率を
低減するものである。
子力プラントの主蒸気に同伴される放射性物質をその寿
命の間だけ吸着することにより、タービン系の線量率を
低減するものである。
【００１２】タービン系の線量率の上昇は、炉心の高中
性子束場で冷却材である水の酸素原子が高エネルギーの
中性子との核反応により放射化され、その一部が気相で
ある主蒸気中へ移行することに起因する。高エネルギー
中性子による主な核反応は16Ｏ(ｎ，ｐ)16Ｎであり、そ
の他の核反応によりＣ−１５やＮ−１３が生成する。
性子束場で冷却材である水の酸素原子が高エネルギーの
中性子との核反応により放射化され、その一部が気相で
ある主蒸気中へ移行することに起因する。高エネルギー
中性子による主な核反応は16Ｏ(ｎ，ｐ)16Ｎであり、そ
の他の核反応によりＣ−１５やＮ−１３が生成する。
【００１３】ここで、Ｎ−１６とＣ−１５は、半減期が
それぞれ７.１秒と２.４秒で、ベータ崩壊時に放出する
γ線エネルギーはそれぞれ６.１ＭｅＶと５.３ＭｅＶで
ある。Ｎ−１３の半減期は約１０分で、ベータ崩壊時の
ベータ線エネルギーは約9.5ｋｅＶである。
それぞれ７.１秒と２.４秒で、ベータ崩壊時に放出する
γ線エネルギーはそれぞれ６.１ＭｅＶと５.３ＭｅＶで
ある。Ｎ−１３の半減期は約１０分で、ベータ崩壊時の
ベータ線エネルギーは約9.5ｋｅＶである。
【００１４】タービン系の主な放射線線量率は、半減期
は短いがγ線エネルギーの大きいＮ−１６とＣ−１５の
２核種に起因する。したがって、半減期が短いので触媒
により化学形態を変換させる必要はなく、その寿命の間
だけ保持すればよい。
は短いがγ線エネルギーの大きいＮ−１６とＣ−１５の
２核種に起因する。したがって、半減期が短いので触媒
により化学形態を変換させる必要はなく、その寿命の間
だけ保持すればよい。
【００１５】主蒸気に同伴されるこれら核種の化学形態
は、Ｎ−１６に関してはＮＯとアンモニアであり、Ｃ−
１５に関してはＣＯまたはＣＯ2 である。高エネルギー
中性子との核反応で生成するこれら核種は、高速で放出
されるが、周りの水分子との衝突により運動エネルギー
を失い、その運動エネルギーが数十ｋｅＶになると中性
原子であるホットアトムとなる。
は、Ｎ−１６に関してはＮＯとアンモニアであり、Ｃ−
１５に関してはＣＯまたはＣＯ2 である。高エネルギー
中性子との核反応で生成するこれら核種は、高速で放出
されるが、周りの水分子との衝突により運動エネルギー
を失い、その運動エネルギーが数十ｋｅＶになると中性
原子であるホットアトムとなる。
【００１６】ホットアトムは水分子と相互作用すること
で放射性のＮＯ，ＮＨ，ＮＨ2 やＣＨ，ＣＯとなる。一
方、炉水は放射線分解し、ＯＨラジカル，水素，酸素，
過酸化水素などが生成する。これら物質の複雑な反応に
より、ＮＯ，アンモニア，ＣＯが揮発性物質として生成
する。比較的寿命の長いＮ−１３で測定した主蒸気内の
窒素の化学形態は、通常運転時には約８５％がＮＯでア
ンモニアが約１５％であった。水素注入時は、アンモニ
アの割合が増加する。
で放射性のＮＯ，ＮＨ，ＮＨ2 やＣＨ，ＣＯとなる。一
方、炉水は放射線分解し、ＯＨラジカル，水素，酸素，
過酸化水素などが生成する。これら物質の複雑な反応に
より、ＮＯ，アンモニア，ＣＯが揮発性物質として生成
する。比較的寿命の長いＮ−１３で測定した主蒸気内の
窒素の化学形態は、通常運転時には約８５％がＮＯでア
ンモニアが約１５％であった。水素注入時は、アンモニ
アの割合が増加する。
【００１７】ＮＯ，アンモニアやＣＯを吸着する吸着材
は、白金，パラジウム，インジウムなどの貴金属であ
る。また、アンモニアを吸着する吸着材は、アルミナ，
珪酸，ゼオライトなどの酸化物である。これらの吸着材
の形状は、ＳＵＳ板にメッキ，構造材にメッキ，メッシ
ュ，ワイア，酸化物のハニカム構造に貴金属を担持する
などであり、圧力損失を最小とする形状であればよい。
は、白金，パラジウム，インジウムなどの貴金属であ
る。また、アンモニアを吸着する吸着材は、アルミナ，
珪酸，ゼオライトなどの酸化物である。これらの吸着材
の形状は、ＳＵＳ板にメッキ，構造材にメッキ，メッシ
ュ，ワイア，酸化物のハニカム構造に貴金属を担持する
などであり、圧力損失を最小とする形状であればよい。
【００１８】圧力損失を最小とするため、主蒸気の流れ
に対して平行、すなわち、流路壁面に吸着材を設置する
場合、乱流気相により流路壁面への放射性物質伝達量
は、一般に、Ｍ＝ｋＣという式で表せる。ただし、Ｍは
壁面への放射性物質伝達率（kg／ｍ2／ｓ）、Ｃは主蒸
気中放射性物質の平均濃度（kg／ｍ3）、比例係数Ｋは
物質伝達係数（ｍ／ｓ）である。物質伝達係数Ｋは、熱
伝達のアナロジーから次式で表せる。
に対して平行、すなわち、流路壁面に吸着材を設置する
場合、乱流気相により流路壁面への放射性物質伝達量
は、一般に、Ｍ＝ｋＣという式で表せる。ただし、Ｍは
壁面への放射性物質伝達率（kg／ｍ2／ｓ）、Ｃは主蒸
気中放射性物質の平均濃度（kg／ｍ3）、比例係数Ｋは
物質伝達係数（ｍ／ｓ）である。物質伝達係数Ｋは、熱
伝達のアナロジーから次式で表せる。
【００１９】 Ｋ／ｕg ＝０.０２３(ｕgＤ／νg)-0.2(Ｄg／νg)2/3 ここで、ｕg は蒸気流速（ｍ／ｓ）、Ｄは流路等価直径
（ｍ）、νg は動粘性係数（ｍ2／ｓ）、Ｄg は放射性
物質の拡散係数（ｍ2／ｓ）を示す。放射性物質の濃度
を低下させるには、等価直径の小さい管に低流速の蒸気
を通過させればよい。ただし、圧損を最小とするように
する。
（ｍ）、νg は動粘性係数（ｍ2／ｓ）、Ｄg は放射性
物質の拡散係数（ｍ2／ｓ）を示す。放射性物質の濃度
を低下させるには、等価直径の小さい管に低流速の蒸気
を通過させればよい。ただし、圧損を最小とするように
する。
【００２０】いま、代表的な沸騰水型原子炉の原子炉圧
力容器内の炉内構造物であるセパレータ，ドライヤ、及
び沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器に接続される主蒸気
配管の内面に貴金属をメッキすると、放射性物質の濃度
は、セパレータ，ドライヤ，主蒸気配管でそれぞれ約
４，３８，７３％低減され、全体で約８４％低減でき
る。しかし、放射性物質の濃度を１桁以上下げるために
は、主蒸気配管内に内面を貴金属メッキした細管を入れ
る必要がある。細管を入れることにより管表面摩擦によ
る圧力損失が生じる。この圧力損失は、一般に次式で表
せる。
力容器内の炉内構造物であるセパレータ，ドライヤ、及
び沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器に接続される主蒸気
配管の内面に貴金属をメッキすると、放射性物質の濃度
は、セパレータ，ドライヤ，主蒸気配管でそれぞれ約
４，３８，７３％低減され、全体で約８４％低減でき
る。しかし、放射性物質の濃度を１桁以上下げるために
は、主蒸気配管内に内面を貴金属メッキした細管を入れ
る必要がある。細管を入れることにより管表面摩擦によ
る圧力損失が生じる。この圧力損失は、一般に次式で表
せる。
【００２１】ΔＰ＝λ(ｌ／Ｄ0)（ρｕg 2／２） ここで、λ：管摩擦係数，ｌ：管軸長さ（ｍ），Ｄ0 ：
細管直径（ｍ），ρ：流体密度(kg／ｍ3）である。
細管直径（ｍ），ρ：流体密度(kg／ｍ3）である。
【００２２】いま、放射性物質を１／５０にするために
必要な管軸長さと圧力損失を流路等価直径の関数とし
て、図２に示す。流路面積は広いほど流速が小さくな
り、圧力損失は小さくなる。また、細管直径が大きくな
るほど圧力損失は減少するが、必要な管軸長さが長くな
る。代表的な沸騰水型原子炉の主蒸気配管を考慮する
と、管軸長さは５〜１０ｍが適当と考えられる。従っ
て、流路等価直径は０.０１〜０.０２ｍとなる。
必要な管軸長さと圧力損失を流路等価直径の関数とし
て、図２に示す。流路面積は広いほど流速が小さくな
り、圧力損失は小さくなる。また、細管直径が大きくな
るほど圧力損失は減少するが、必要な管軸長さが長くな
る。代表的な沸騰水型原子炉の主蒸気配管を考慮する
と、管軸長さは５〜１０ｍが適当と考えられる。従っ
て、流路等価直径は０.０１〜０.０２ｍとなる。
【００２３】吸着材に吸着したＮＯは、Ｎ−１６がベー
タ崩壊してＯ−１６に変化して非放射性のＯ2 となる。
吸着材表面上のＯ2 は脱離するか、主蒸気中の水素との
触媒作用により水蒸気となって脱離する。これは、貴金
属の吸着材には触媒作用があるからである。なお、崩壊
の際には、高エネルギーのγ線を放出するため、自分自
身の核は反跳により脱離しやすくなる。アンモニアは、
崩壊後、水蒸気となって脱離する。また、ＣＯはベータ
崩壊で非放射性のＮＯとなり、反跳により脱離するか、
触媒作用によりアンモニアまたはＮＯ2 となって脱離す
る。
タ崩壊してＯ−１６に変化して非放射性のＯ2 となる。
吸着材表面上のＯ2 は脱離するか、主蒸気中の水素との
触媒作用により水蒸気となって脱離する。これは、貴金
属の吸着材には触媒作用があるからである。なお、崩壊
の際には、高エネルギーのγ線を放出するため、自分自
身の核は反跳により脱離しやすくなる。アンモニアは、
崩壊後、水蒸気となって脱離する。また、ＣＯはベータ
崩壊で非放射性のＮＯとなり、反跳により脱離するか、
触媒作用によりアンモニアまたはＮＯ2 となって脱離す
る。
【００２４】より一層具体的には、発明の第１実施例は
以下の通りである。沸騰水型原子炉は、図１に示す原子
炉圧力容器１内で発生した高温高圧な蒸気（主蒸気とも
いう。）の雰囲気を主蒸気配管３によりタービンに送
り、そのタービンを回転駆動して、タービンに接続され
た発電機を駆動して発電する。また、その蒸気はタービ
ンで使用された後に水に戻り、給水配管４により原子炉
圧力容器１に戻り、インターナルポンプ６により炉心に
送られ、再度蒸気となる。また、原子炉格納容器２内に
は、水を貯えた圧力抑制プール５が設置されており、万
一の事故時にその水を原子炉圧力容器内１に供給して、
炉心を冷却する系統（図示せず）も備える。
以下の通りである。沸騰水型原子炉は、図１に示す原子
炉圧力容器１内で発生した高温高圧な蒸気（主蒸気とも
いう。）の雰囲気を主蒸気配管３によりタービンに送
り、そのタービンを回転駆動して、タービンに接続され
た発電機を駆動して発電する。また、その蒸気はタービ
ンで使用された後に水に戻り、給水配管４により原子炉
圧力容器１に戻り、インターナルポンプ６により炉心に
送られ、再度蒸気となる。また、原子炉格納容器２内に
は、水を貯えた圧力抑制プール５が設置されており、万
一の事故時にその水を原子炉圧力容器内１に供給して、
炉心を冷却する系統（図示せず）も備える。
【００２５】本実施例では、吸着設備７を、タービン系
での放射線線量を低減させるため、原子炉格納容器２内
でなるべく原子炉圧力容器１に近い主蒸気配管３に設置
している。吸着設備７は、図３に示すような複数の細管
８１を並列にならべて束ねて構成される配管８である。
その配管８は、主蒸気配管３の途中に主蒸気配管３と直
列にフランジを介して取り付けても良く、主蒸気配管３
の中に入れて固定する取付けであってもよい。
での放射線線量を低減させるため、原子炉格納容器２内
でなるべく原子炉圧力容器１に近い主蒸気配管３に設置
している。吸着設備７は、図３に示すような複数の細管
８１を並列にならべて束ねて構成される配管８である。
その配管８は、主蒸気配管３の途中に主蒸気配管３と直
列にフランジを介して取り付けても良く、主蒸気配管３
の中に入れて固定する取付けであってもよい。
【００２６】細管８１は直径１０〜２０mm程度で、長さ
は５〜１０ｍ程度で、直径が小さいほど長さを短くでき
る。細管８１はステンレス製で、内外面を白金でメッキ
してある。圧力損失を現実的に最小とするように、主蒸
気配管３の流路面積の２倍として細管８１の本数を決め
る。また、細管８１の端面は、圧力損失を減らすため、
４５度の面取りをしてある。代表的な沸騰水型原子力発
電所の主蒸気配管では、白金の全表面積は１２００〜１
４００ｍ2 以上となる。なお、圧力損失を最小とするこ
とを配慮しなければ、メッキの代わりに白金線や白金メ
ッシュを、細管８１に入れてもよい。
は５〜１０ｍ程度で、直径が小さいほど長さを短くでき
る。細管８１はステンレス製で、内外面を白金でメッキ
してある。圧力損失を現実的に最小とするように、主蒸
気配管３の流路面積の２倍として細管８１の本数を決め
る。また、細管８１の端面は、圧力損失を減らすため、
４５度の面取りをしてある。代表的な沸騰水型原子力発
電所の主蒸気配管では、白金の全表面積は１２００〜１
４００ｍ2 以上となる。なお、圧力損失を最小とするこ
とを配慮しなければ、メッキの代わりに白金線や白金メ
ッシュを、細管８１に入れてもよい。
【００２７】吸着設備７の別の実施例を図４に示す。吸
着設備７として、ハニカム型吸着器９を用いる。図４
（ｂ）に示すように、ステンレス製の基体１０にウオッ
シュコート１１を施し、白金１２を混ぜる。基体１０の
サイズは、圧力損失を小さくするため、１インチ平方に
１００〜３００程度のセル密度とした。この場合、セル
の等価直径は約２mmなので、吸着設備７の管軸長さは１
ｍ以下にできるが、上記実施例による圧力損失は約１０
％大きくなる。
着設備７として、ハニカム型吸着器９を用いる。図４
（ｂ）に示すように、ステンレス製の基体１０にウオッ
シュコート１１を施し、白金１２を混ぜる。基体１０の
サイズは、圧力損失を小さくするため、１インチ平方に
１００〜３００程度のセル密度とした。この場合、セル
の等価直径は約２mmなので、吸着設備７の管軸長さは１
ｍ以下にできるが、上記実施例による圧力損失は約１０
％大きくなる。
【００２８】本実施例により、主蒸気中のＮ−１６化合
物、および、Ｃ−１５の化合物の濃度、すなわち、主蒸
気系の放射能が１／５０以下となる。また、同時に主蒸
気内の水素／酸素は、白金を触媒として再結合するた
め、オフガス系での水素／酸素の処理が不要となる。
物、および、Ｃ−１５の化合物の濃度、すなわち、主蒸
気系の放射能が１／５０以下となる。また、同時に主蒸
気内の水素／酸素は、白金を触媒として再結合するた
め、オフガス系での水素／酸素の処理が不要となる。
【００２９】本発明の第２実施例を、図５に示す。図５
は沸騰水型原子炉の圧力容器１を示す。炉心１３の構造
物は、シュラウド１６，燃料棒１４と制御棒１５から成
り、燃料棒１４内の核燃料の核反応熱で炉水を沸騰させ
る。発生した蒸気は、シュラウドヘッド１７からセパレ
ータスタンド１８，セパレータ１９で気水分離され、ド
ライヤ２０で乾燥されてから、上部プレナム２１を経て
主蒸気出口２２から主蒸気配管３経由でタービンに高温
高圧な蒸気の雰囲気で供給される。その蒸気は主蒸気と
もいわれる。タービンで主蒸気が使用されると、その主
蒸気は復水化され、その復水化された復水は、給水配管
４経由で給水入口２５から原子炉圧力容器１内に入れら
れてインターナルポンプ６により炉心１３に供給され
る。
は沸騰水型原子炉の圧力容器１を示す。炉心１３の構造
物は、シュラウド１６，燃料棒１４と制御棒１５から成
り、燃料棒１４内の核燃料の核反応熱で炉水を沸騰させ
る。発生した蒸気は、シュラウドヘッド１７からセパレ
ータスタンド１８，セパレータ１９で気水分離され、ド
ライヤ２０で乾燥されてから、上部プレナム２１を経て
主蒸気出口２２から主蒸気配管３経由でタービンに高温
高圧な蒸気の雰囲気で供給される。その蒸気は主蒸気と
もいわれる。タービンで主蒸気が使用されると、その主
蒸気は復水化され、その復水化された復水は、給水配管
４経由で給水入口２５から原子炉圧力容器１内に入れら
れてインターナルポンプ６により炉心１３に供給され
る。
【００３０】第１実施例と同様に、主蒸気配管３に吸着
設備７を設置し、さらに、原子炉圧力容器１内の上部プ
レナム２１の内部にドライヤ２０と原子炉圧力容器１内
壁面の間に白金メッシュ２３を充填してある。白金メッ
シュの代わりに白金線を充填してもよい。
設備７を設置し、さらに、原子炉圧力容器１内の上部プ
レナム２１の内部にドライヤ２０と原子炉圧力容器１内
壁面の間に白金メッシュ２３を充填してある。白金メッ
シュの代わりに白金線を充填してもよい。
【００３１】第２実施例によれば、原子炉圧力容器１内
で発生した主蒸気が主蒸気配管３に入る前に、主蒸気が
白金メッシュ２３に接して主蒸気中のＮ−１６化合物お
よび、Ｃ−１５の化合物が白金メッシュ２３に吸着され
て放射能寿命が少なくとも半減期になるまで保持され
る。
で発生した主蒸気が主蒸気配管３に入る前に、主蒸気が
白金メッシュ２３に接して主蒸気中のＮ−１６化合物お
よび、Ｃ−１５の化合物が白金メッシュ２３に吸着され
て放射能寿命が少なくとも半減期になるまで保持され
る。
【００３２】白金メッシュ２３に吸着しきれなかった、
あるいは半減期になるまで保持しきれずに離脱したＮ−
１６化合物およびＣ−１５の化合物は主蒸気配管３途中
の吸着設備７で吸着されて主蒸気内の放射能と水素／酸
素の一部を低減できる。
あるいは半減期になるまで保持しきれずに離脱したＮ−
１６化合物およびＣ−１５の化合物は主蒸気配管３途中
の吸着設備７で吸着されて主蒸気内の放射能と水素／酸
素の一部を低減できる。
【００３３】このように、原子炉圧力容器１内で一旦主
蒸気内の放射能と水素／酸素の一部を低減し、主蒸気配
管３内でも吸着設備７で主蒸気内の放射能と水素／酸素
の一部を低減できるので、吸着設備７の長さを短くでき
る。また、図６のように、第２実施例の構成に加えて、
ドライヤ２０の上方空間、即ち原子炉圧力容器内上部空
間（上部プレナム２１）内に白金メッシュ２３又は白金
メッシュの代わりに白金線を置くことで主蒸気を白金メ
ッシュ２３又は白金線に接触させるようにしても良い。
この場合には、主蒸気の白金メッシュ２３又は白金線に
接触する機会が増えることによって主蒸気内の放射能と
水素／酸素の一部を低減する効果の向上が期待できる。
蒸気内の放射能と水素／酸素の一部を低減し、主蒸気配
管３内でも吸着設備７で主蒸気内の放射能と水素／酸素
の一部を低減できるので、吸着設備７の長さを短くでき
る。また、図６のように、第２実施例の構成に加えて、
ドライヤ２０の上方空間、即ち原子炉圧力容器内上部空
間（上部プレナム２１）内に白金メッシュ２３又は白金
メッシュの代わりに白金線を置くことで主蒸気を白金メ
ッシュ２３又は白金線に接触させるようにしても良い。
この場合には、主蒸気の白金メッシュ２３又は白金線に
接触する機会が増えることによって主蒸気内の放射能と
水素／酸素の一部を低減する効果の向上が期待できる。
【００３４】本発明の第３実施例は第１実施例と同様に
主蒸気配管７に吸着設備７を設置し、さらに、シュラウ
ドヘッド１７，セパレータスタンド１８，セパレータ１
９，ドライヤ２０の蒸気が接する部分の全部、または、
一部を白金でメッキする。そのメッキによる白金に接触
した蒸気中のＮ−１６化合物およびＣ−１５の化合物は
白金に吸着されて少なくとも主蒸気内の放射能と水素／
酸素の一部を低減する効果が得られる。
主蒸気配管７に吸着設備７を設置し、さらに、シュラウ
ドヘッド１７，セパレータスタンド１８，セパレータ１
９，ドライヤ２０の蒸気が接する部分の全部、または、
一部を白金でメッキする。そのメッキによる白金に接触
した蒸気中のＮ−１６化合物およびＣ−１５の化合物は
白金に吸着されて少なくとも主蒸気内の放射能と水素／
酸素の一部を低減する効果が得られる。
【００３５】さらに、放射能と水素／酸素の一部を低減
する作用を受けた主蒸気は主蒸気配管３の吸着設備７に
よっても吸着されて一層のこと放射能と水素／酸素の一
部を低減する作用効果を受ける。
する作用を受けた主蒸気は主蒸気配管３の吸着設備７に
よっても吸着されて一層のこと放射能と水素／酸素の一
部を低減する作用効果を受ける。
【００３６】これにより、タービン系の放射線線量率を
減少できるが、さらに減少させるためには、図６のよう
に上部プレナム２１内に白金メッシュ２５を設置する。
白金メッシュの代わりに、白金線を用いてもよい。本実
施例でも、主蒸気配管３に入る前に、主蒸気内の放射能
と水素／酸素の一部を低減できるため、主蒸気配管３内
の吸着設備７を短くできる。
減少できるが、さらに減少させるためには、図６のよう
に上部プレナム２１内に白金メッシュ２５を設置する。
白金メッシュの代わりに、白金線を用いてもよい。本実
施例でも、主蒸気配管３に入る前に、主蒸気内の放射能
と水素／酸素の一部を低減できるため、主蒸気配管３内
の吸着設備７を短くできる。
【００３７】図７に示す第４実施例は、給水配管４に、
復水脱塩装置２６，高圧復水ポンプ２７，低圧給水加熱
器２８，主給水ポンプ２９，高圧給水加熱器３０を連接
装備して給水系を構成する。その給水系の復水脱塩装置
２６と高圧復水ポンプ２７との間の給水配管４部分に遷
移金属イオン供給器３１を弁を介して連接接続して設置
する。その弁を開くことによって遷移金属イオン供給器
３１は給水配管４内の給水に遷移金属イオンを供給する
ことができる。
復水脱塩装置２６，高圧復水ポンプ２７，低圧給水加熱
器２８，主給水ポンプ２９，高圧給水加熱器３０を連接
装備して給水系を構成する。その給水系の復水脱塩装置
２６と高圧復水ポンプ２７との間の給水配管４部分に遷
移金属イオン供給器３１を弁を介して連接接続して設置
する。その弁を開くことによって遷移金属イオン供給器
３１は給水配管４内の給水に遷移金属イオンを供給する
ことができる。
【００３８】また、第１実施例と同様の吸着設備７を第
１実施例と同様に主蒸気配管３に設置する。そのため、
第１実施例と同様に原子炉圧力容器１内からタービン側
へ供給される主蒸気中のＮ−１６化合物およびＣ−１５
の化合物の濃度、すなわち、主蒸気系の放射能が低減で
きる。
１実施例と同様に主蒸気配管３に設置する。そのため、
第１実施例と同様に原子炉圧力容器１内からタービン側
へ供給される主蒸気中のＮ−１６化合物およびＣ−１５
の化合物の濃度、すなわち、主蒸気系の放射能が低減で
きる。
【００３９】その上、遷移金属イオン供給器３１が給水
配管４内の給水に遷移金属イオンを供給すると以下のよ
うな状況が生じる。即ち、遷移金属イオンとして、銅，
クロム，モリブデンなどの硫酸塩、または、硝酸塩を用
いる。給水配管４内の給水中の遷移金属イオン濃度は、
１Ｅ−５Ｍ以下とする。遷移金属イオンが遷移金属イオ
ン供給器３１から給水配管４内の給水中に入れられる
と、遷移金属イオンが給水とともに原子炉圧力容器１内
に入り炉水の一部になる。
配管４内の給水に遷移金属イオンを供給すると以下のよ
うな状況が生じる。即ち、遷移金属イオンとして、銅，
クロム，モリブデンなどの硫酸塩、または、硝酸塩を用
いる。給水配管４内の給水中の遷移金属イオン濃度は、
１Ｅ−５Ｍ以下とする。遷移金属イオンが遷移金属イオ
ン供給器３１から給水配管４内の給水中に入れられる
と、遷移金属イオンが給水とともに原子炉圧力容器１内
に入り炉水の一部になる。
【００４０】遷移金属イオン（例えばＣｕ２＋イオン）
は炉水の放射線分解で生成する水和電子，水素原子，酸
素イオンなどにより還元される。この還元された遷移金
属イオン（例えばＣｕ＋イオン）は、炉水の放射線分解
で生成する過酸化水素を分解して、ＯＨラジカルを生成
する。ＯＨラジカルは炉水中の放射性ＮＯを酸化して硝
酸イオンにする。このため、炉水から主蒸気系（主蒸気
配管３のある系統）へ移行する放射性窒素量が減少し、
吸着設備７の容量を少なくできる。
は炉水の放射線分解で生成する水和電子，水素原子，酸
素イオンなどにより還元される。この還元された遷移金
属イオン（例えばＣｕ＋イオン）は、炉水の放射線分解
で生成する過酸化水素を分解して、ＯＨラジカルを生成
する。ＯＨラジカルは炉水中の放射性ＮＯを酸化して硝
酸イオンにする。このため、炉水から主蒸気系（主蒸気
配管３のある系統）へ移行する放射性窒素量が減少し、
吸着設備７の容量を少なくできる。
【００４１】これにより、主蒸気系の放射能を１桁以上
低減でき、同時に、主蒸気内の水素／酸素を除去でき
る。
低減でき、同時に、主蒸気内の水素／酸素を除去でき
る。
【００４２】なお、上記の各実施例では吸着材として白
金を用いたが、パラジウムなどの貴金属を用いても同様
の効果が得られる。また、図４の吸着設備９のハニカム
基体１０にステンレスを用いたが、アルミナ，シリカ，
ゼオライトなどのセラミックを用いても同等の効果が得
られる。
金を用いたが、パラジウムなどの貴金属を用いても同様
の効果が得られる。また、図４の吸着設備９のハニカム
基体１０にステンレスを用いたが、アルミナ，シリカ，
ゼオライトなどのセラミックを用いても同等の効果が得
られる。
【００４３】いずれの実施例でも、主蒸気が集中的に集
まる主蒸気配管４に吸着設備７を備えて、主蒸気が必ず
吸着設備７を通るようにしたから、効果的に主蒸気や主
蒸気系のＮ−１６化合物およびＣ−１５の化合物による
放射能が低減できる。同時に主蒸気内の水素／酸素は、
白金を触媒として再結合するため、オフガス系での水素
／酸素の処理が不要となる。その上、沸騰水型原子力プ
ラントにおいて、通常運転時および水素注入時における
Ｎ−１６化合物およびＣ−１５の化合物によるタービン
系の線量率を低減させるのに有効である。
まる主蒸気配管４に吸着設備７を備えて、主蒸気が必ず
吸着設備７を通るようにしたから、効果的に主蒸気や主
蒸気系のＮ−１６化合物およびＣ−１５の化合物による
放射能が低減できる。同時に主蒸気内の水素／酸素は、
白金を触媒として再結合するため、オフガス系での水素
／酸素の処理が不要となる。その上、沸騰水型原子力プ
ラントにおいて、通常運転時および水素注入時における
Ｎ−１６化合物およびＣ−１５の化合物によるタービン
系の線量率を低減させるのに有効である。
【００４４】
【発明の効果】本発明により、主蒸気中のＮ−１６化合
物およびＣ−１５の化合物の濃度、すなわち主蒸気系の
放射能、を低減できる。
物およびＣ−１５の化合物の濃度、すなわち主蒸気系の
放射能、を低減できる。
【図１】本発明の第１実施例による原子力プラントの要
部断面図である。
部断面図である。
【図２】放射能低減に必要な管軸長さと圧力損失の等価
直径依存性を示すグラフ図である。
直径依存性を示すグラフ図である。
【図３】本発明の実施例における吸着設備の一例を示す
斜視図である。
斜視図である。
【図４】本発明の実施例における吸着設備の別な例を示
す図であって、（ａ）図は全体斜視図であり、（ｂ）図
は（ａ）図の吸着設備の半径方向の断面で見た吸着設備
内のハニカム構造の断面図である。
す図であって、（ａ）図は全体斜視図であり、（ｂ）図
は（ａ）図の吸着設備の半径方向の断面で見た吸着設備
内のハニカム構造の断面図である。
【図５】本発明の第２実施例による原子炉圧力容器の縦
断面図である。
断面図である。
【図６】本発明の第２実施例の変形例による原子炉圧力
容器の縦断面図である。
容器の縦断面図である。
【図７】本発明の第４実施例による原子力プラントの要
部断面図である。
部断面図である。
１…原子炉圧力容器、２…原子炉格納容器、３…主蒸気
配管、４…給水配管、７…吸着設備。
配管、４…給水配管、７…吸着設備。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 藤井 正 茨城県日立市大みか町七丁目２番１号 株 式会社日立製作所電力・電機開発研究所内 (72)発明者 中尾 俊次 茨城県日立市大みか町七丁目２番１号 株 式会社日立製作所電力・電機開発研究所内
Claims (9)
- 【請求項１】放射性窒素と放射性炭素の化合物を少なく
とも半減期の放射能の寿命の間吸着する手段を前記化合
物の通る箇所に備えた沸騰水型原子力プラント。 - 【請求項２】請求項１において、前記吸着する手段は、
白金であることを特徴とする沸騰水型原子力プラント。 - 【請求項３】請求項１において、放射性窒素と放射性炭
素の化合物を吸着する手段を原子炉圧力容器に接続され
た主蒸気配管に設置することを特徴とする沸騰水型原子
力プラント。 - 【請求項４】請求項１において、放射性窒素と放射性炭
素の化合物を吸着する手段を、原子炉圧力容器内の炉心
構造物とセパレータとドライヤと原子炉圧力容器内上部
空間との全部または一部に設置することを特徴とする沸
騰水型原子力プラント。 - 【請求項５】請求項１において、放射性窒素と放射性炭
素の化合物を吸着する手段は、貴金属をメッキした複数
の細管を並列にならべて構成されていることを特徴とす
る沸騰水型原子力プラント。 - 【請求項６】請求項１において、放射性窒素と放射性炭
素の化合物を吸着する手段として、貴金属を担持したハ
ニカム構造物を用いることを特徴とする沸騰水型原子力
プラント。 - 【請求項７】請求項１において、放射性窒素と放射性炭
素の化合物を吸着する手段として、貴金属線または貴金
属のメッシュを、原子炉圧力容器上部空間に設置するこ
とを特徴とする沸騰水型原子力プラント。 - 【請求項８】請求項１において、放射性窒素と放射性炭
素の化合物を吸着する手段として、原子炉圧力容器の内
面全部または一部を貴金属でメッキして用いることを特
徴とする沸騰水型原子力プラント。 - 【請求項９】請求項１から請求項８までのいずれか一項
において、遷移イオンを原子炉圧力容器内の炉水に添加
する設備を備えることを特徴とする沸騰水型原子力プラ
ント。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP33164599A JP2001147291A (ja) | 1999-11-22 | 1999-11-22 | 沸騰水型原子力プラント |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP33164599A JP2001147291A (ja) | 1999-11-22 | 1999-11-22 | 沸騰水型原子力プラント |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2001147291A true JP2001147291A (ja) | 2001-05-29 |
Family
ID=18245991
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP33164599A Pending JP2001147291A (ja) | 1999-11-22 | 1999-11-22 | 沸騰水型原子力プラント |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2001147291A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2011247604A (ja) * | 2010-05-24 | 2011-12-08 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 沸騰水型原子力プラント及びタービン系の線量低減方法 |
| US8774342B2 (en) | 2010-03-05 | 2014-07-08 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Boiling water nuclear plant and steam dryer |
| JP2018189394A (ja) * | 2017-04-28 | 2018-11-29 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 沸騰水型原子炉 |
-
1999
- 1999-11-22 JP JP33164599A patent/JP2001147291A/ja active Pending
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US8774342B2 (en) | 2010-03-05 | 2014-07-08 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Boiling water nuclear plant and steam dryer |
| JP2011247604A (ja) * | 2010-05-24 | 2011-12-08 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 沸騰水型原子力プラント及びタービン系の線量低減方法 |
| US9111653B2 (en) | 2010-05-24 | 2015-08-18 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Boiling water nuclear plant and method of reducing dose in turbine system |
| JP2018189394A (ja) * | 2017-04-28 | 2018-11-29 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 沸騰水型原子炉 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A977 | Report on retrieval |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007 Effective date: 20040415 |
|
| A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20040420 |
|
| A521 | Written amendment |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20040603 |
|
| A02 | Decision of refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A02 Effective date: 20050222 |