JP2005257626A

JP2005257626A - 原子力プラント

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Publication number: JP2005257626A
Application number: JP2004072818A
Authority: JP
Inventors: Kazunari Ishida; 一成石田; Yoichi Wada; 陽一和田; Makoto Nagase; 誠長瀬; Masahiko Tachibana; 正彦橘; Motohiro Aizawa; 元浩会沢
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 2004-03-15
Filing date: 2004-03-15
Publication date: 2005-09-22
Anticipated expiration: 2024-03-15
Also published as: JP4356012B2

Abstract

【課題】原子炉圧力容器から流出したアンモニアを除去できる原子力プラントを提供する。
【解決手段】酸化数が負の状態の窒素を含む化合物を原子炉の冷却水中に注入する薬剤注入手段６１を備えた原子力プラントであり、核燃料を内包する原子炉圧力容器１で発生した蒸気が通流する流路３に、アンモニアを吸着する吸着剤と、該吸着剤に吸着されたアンモニアを酸化分解する触媒とからなる触媒部を有し、アンモニアを酸化分解する酸化分解手段５、または、復水器１９で凝縮した水を原子炉圧力容器１に導いて給水する流路２９の、復水器１９で凝縮した水を加熱する給水加熱器２７よりも水の流れに対して上流側に、陽イオン除去器を設けた構成とする。
【選択図】図１

Description

本発明は、原子力プラントに係り、特に、原子炉の冷却水に接触する金属材料の応力腐食割れの緩和のために酸化数が負の状態の窒素を含む化合物を原子炉の冷却水中に注入する原子力プラントに関する。

軽水を冷却水として冷却を行う原子炉を備えた沸騰水型原子力プラントなどのような原子力プラントにおいて、プラント稼働率の向上の観点から、炉内構造物や圧力境界などを構成する金属製の構造材料、例えばステンレスやニッケル基合金など金属材料の応力腐食割れ（以下、ＳＣＣと略称する）を緩和、抑制することが重要な問題となっている。ＳＣＣは、材料、応力、環境の３因子が重畳したときに起こる。したがって、３因子の内、少なくとも1因子を緩和することによりＳＣＣを緩和できる。

原子力発電プラントの運転中、原子炉の炉心からのガンマ線及び中性子線により、原子炉を冷却する軽水を用いた冷却水が放射線分解する。その結果、炉内構造物や圧力境界などを構成する金属材料は、放射線分解生成物である酸素及び過酸化水素が数百ｐｐｂ程度存在する１００℃以上の高温、例えば沸騰水型原子力発電プラントの定格出力運転時の冷却水の炉心からの出口温度は２８８℃、加圧水型原子力発電プラントの定格出力運転時の冷却水の炉心からの出口温度は３２５℃といったような高温の冷却水に曝されることとなる。

ここで、ＳＣＣにおけるき裂進展速度(以下、ＣＧＲと略称する)と腐食電位(以下、ＥＣＰと略称する)の関係を見ると、図１５に示すように、ＥＣＰが低下するとＣＧＲが減少する。さらに、酸素及び過酸化水素の濃度と高温水中における３０４型ステンレス鋼(以下、３０４ＳＳと略称する)のＥＣＰとの関係を測定した結果を見ると、図１６に示すように、酸素においても、過酸化水素においても、濃度の減少に伴いＥＣＰが小さくなる。したがって、原子炉の冷却水に接触する金属材料のＳＣＣを緩和するためにはＥＣＰを低減すること、つまり、原子炉水中に存在する酸素及び過酸化水素の濃度を低減することが有効である。

これに対して、原子力発電プラントにおける高温の水に接触する金属材料のＳＣＣを緩和する方法として、給水系から水素を添加する水素注入という技術がある。水素注入は、注入した水素と水との放射線分解によって生じた酸素及び過酸化水素とを反応させて水に戻すことにより、炉水中の酸素及び過酸化水素の濃度を低減する技術である。さらに、水素注入に加えて、アンモニアやヒドラジンなどの酸化数が負の状態の窒素を含む化合物（以下、還元性窒素化合物と称する）を注入する技術（例えば、特許文献１参照）や、メタノールなどのアルコールを注入する技術なども提案されている。これらの技術も、水素注入の場合と同様、水素と水の放射線分解によって生じた酸素及び過酸化水素とを反応させて水に戻す技術である。水素注入を行う場合、水の放射化により生じた放射性窒素１６(以下、Ｎ−１６と称する)がアンモニアの形態をとり、蒸気と共に移行しやすくなり、このＮ−１６がタービン建屋の線量率を上昇させる副作用が生じる。しかし、還元性窒素化合物やアルコールの併用によりその副作用を抑制できることが期待されている。

また、このような水の放射化により生じたＮ−１６がアンモニアの形態をとり、蒸気と共に移行しやすくなってタービン建屋の線量率を上昇させる問題に対して、原子炉圧力容器で発生した蒸気が通流する流路の原子炉圧力容器の近傍部分に、アンモニアの形態の放射性窒素を保持する吸着設備を設け、吸着設備で吸着して保持することで放射性窒素を放射性崩壊させ、タービンへの放射性窒素の移行を抑制することも提案されている（例えば、特許文献２参照）。さらに、原子炉の炉心から流出する水−蒸気混合物中でアンモニアの形態の放射性窒素を触媒により酸素、過酸化水素と反応させ、硝酸イオンや亜硝酸イオンにする触媒アンモニア転化器を原子炉のシュラウドヘッド部分に設け、放射性窒素を原子炉圧力容器内の原子炉水中に保持することで、タービンへの放射性窒素の移行を抑制することも提案されている（例えば、特許文献３参照）。
特開平７−２０２８１号公報（第２−４頁、第１図）特開２００１−１４７２９１号公報（第３−４頁、第１図）特開平７−１５１８９８号公報（第５−７頁、第５図）

ところで、酸化数が負の還元性窒素化合物を原子炉の冷却水中に注入する原子力プラントでは、還元性窒素化合物を原子炉の冷却水つまり原子炉水中に注入することによって熱分解や放射線分解などによって非放射性のアンモニアが発生する。非放射性のアンモニアは、高温の水中では、液相から気相に移行し易いため、原子炉圧力容器内で発生した蒸気に同伴されてタービンに移行する可能性がある。このような原子炉圧力容器で発生した蒸気に同伴された非放射性のアンモニアは、原子力プラントに対して様々な好ましくない影響を及ぼす可能性がある。

例えば、タービンに送られた蒸気が復水器で凝縮して水に戻るとき、原子炉圧力容器で発生した蒸気に同伴されたアンモニアの一部は、その凝縮した水に溶解する。復水器で凝縮した水は、この水に含まれる不溶解性固形分を除去する復水ろ過器や、金属イオンを除去する脱塩器、さらに、この水を原子炉圧力容器に給水する前に加熱する給水加熱器などを通って、ポンプによって再び原子炉圧力容器に給水されるが、復水器で凝縮した水に溶解したアンモニアは、この水中でアンモニウムイオンとなり、脱塩器で除去されるが、少なくとも復水器と脱塩器との間の流路では、復水器で凝縮した水中にアンモニアが含まれた状態となる。したがって、復水器などで銅合金を使っている場合、この復水器で凝縮した水に含まれるアンモニアは、銅合金表面に生じ、銅合金の腐食を抑制する効果のある銅酸化物を溶解させ、銅合金の腐食を促進させる可能性がある。

さらに、復水器で用いる凝縮のための冷却水として海水が用いられる場合、復水器で凝縮した水に、この凝縮用の海水が漏洩して混入する海水リークが生じることによって、海水に含まれるナトリウムイオンが脱塩器に捕獲される代わりに既に脱塩器で捕獲されていたアンモニアが水中に放出されたり、アンモニウムイオンによりナトリウムイオンが捕獲され難くなり、そのまま水中にナトリウムイオンが残ったりする場合がある。脱塩器で捕獲されていたアンモニアが水中に放出されたり、水中にナトリウムイオンが残ったりすると、脱塩器を介して原子炉圧力容器に給水される水のｐHがアルカリ性となり、また、原子炉圧力容器に給水される水の導電率を高くしてしまう。したがって、このようなアルカリ性や導電率を高くなった水が原子炉圧力容器内に給水されることによって、原子炉内機器などの腐食が促進される可能性がある。

一方、復水器で生じた海水リークを検出するため、復水器で凝縮した水中への海水の漏洩をｐHや導電率などの変化によって検出する海水漏洩検出装置を設置する場合がある。このとき、復水器で凝縮した水にアンモニアが溶解しアンモニウムイオンとなると、アンモニウムイオンによって復水器で凝縮した水のｐＨや導電率などが変化するため、海水漏洩検出装置による海水リークの検知感度が低下してしまう可能性もある。例えば、海水の漏洩を導電率の変化によって検出する場合、アンモニウムイオンによって海水リークが生じていないときでも復水器で凝縮した水の導電率が上昇してしまい、海水リークの程度つまり復水器で凝縮した水への海水の混入量によっては、海水リークによる導電率の上昇を検出できなくなってしまう場合が生じる。

また、蒸気に同伴されたアンモニアの一部は、復水器で凝縮した水に溶解せず、復水器から抽出される気体に同伴されると、プラントの外に放出され、環境に影響を及ぼす可能性もある。このように、アンモニアによる腐食の促進などが生じ難い場合でも、アンモニアが原子力プラントに対して好ましくない影響を及ぼす可能性がある。

これらのようなアンモニアの原子力プラントに対して及ぼす可能性がある好ましくない影響を抑制する上で、原子炉圧力容器から流出した非放射性のアンモニアを除去することが必要となっている。

これに対して、特許文献２に提案されているような構成の原子力プラントでは、原子炉圧力容器で発生した蒸気が通流する流路の原子炉圧力容器の近傍部分に、アンモニアの形態の放射性窒素を保持する吸着設備を設け、吸着設備で吸着して保持することで放射性窒素を放射性崩壊させている。ところが、特許文献２に提案されているような構成の原子力プラントでは、非放射性のアンモニアに関しては考慮されておらず、また、上記のような非放射性のアンモニアが原子力プラントに対して及ぼす可能性がある好ましくない影響についても考慮されていない。

特許文献２に提案されているような構成の原子力プラントの場合、非放射性のアンモニアは、吸着設備に吸着はされるが、放射性崩壊で減少しないため、非放射性のアンモニアの吸着設備への蓄積により、吸着設備のアンモニア吸着能力が低下して行くため、非放射性のアンモニアが蒸気に同伴されて復水器に向かって流れることになる。したがって、上記のようなアンモニアの原子力プラントに対して及ぼす可能性がある好ましくない影響を抑制することはできない。

一方、特許文献３に提案されているような構成の原子力プラントでは、原子炉のシュラウドヘッド部分に設けた触媒アンモニア転化器により、原子炉の炉心から流出する水−蒸気混合物中でアンモニアの形態の放射性窒素を触媒により酸素、過酸化水素と反応させ、硝酸イオンや亜硝酸イオンにして放射性窒素を原子炉水中に保持することで放射性のアンモニアが原子炉圧力容器から流出するのを防いでいる。ところが、特許文献３に提案されているような構成の原子力プラントでも、非放射性のアンモニアに関しては考慮されておらず、また、上記のような非放射性のアンモニアが原子力プラントに対して及ぼす可能性がある好ましくない影響についても考慮されていない。また、非放射性のアンモニアは、放射性崩壊しないため、原子炉圧力容器内の原子炉水中に残留すると、原子炉圧力容器内の原子炉水に含まれる不純物濃度が高くなり好ましくない。

本発明の原子力プラントは、酸化数が負の状態の窒素を含む化合物を原子炉の冷却水中に注入する薬剤注入手段を備えた原子力プラントであり、核燃料を内包する原子炉圧力容器で発生した蒸気が通流する流路にアンモニアを酸化分解する酸化分解手段を設けた構成とすることにより上記課題を解決する。

このような構成とすれば、原子炉圧力容器で発生した蒸気が通流する流路に設けた酸化分解手段によって原子炉圧力容器から流出してくる蒸気に同伴されたアンモニアは、窒素や酸化窒素と水素や水とに分解される。このため、原子炉圧力容器から流出したアンモニアを酸化分解して除去できる。そして、原子炉圧力容器で発生した蒸気に同伴されたアンモニアを分解できることで、復水器で凝縮した水にアンモニアが溶け込むのを抑制できる。また、復水器などで銅合金を使っている場合、この復水器で凝縮した水に含まれるアンモニアが銅合金の腐食を抑制する効果のある銅酸化物を溶解するのを抑制し、銅合金の腐食の促進を抑制できる。

また、本発明の原子力プラントは、酸化数が負の状態の窒素を含む化合物を原子炉の冷却水中に注入する薬剤注入手段と、核燃料を内包する原子炉圧力容器で発生した蒸気を水に凝縮させる復水器とを備えた原子力プラントであり、復水器で抽出された気体が通流する流路にアンモニアを酸化分解する酸化分解手段を設けた構成とすることにより上記課題を解決する。

このような構成とすれば、復水器で抽出された気体が通流する流路に設けた酸化分解手段によって、原子炉圧力容器から流出し、復水器で抽出された気体に含まれるアンモニアは、窒素や酸化窒素と水素や水とに分解される。このため、原子炉圧力容器から流出したアンモニアを酸化分解して除去できる。そして、復水器で抽出された気体に含まれるアンモニアを分解できることで、アンモニアがプラントの外に放出され、環境に影響を及ぼすのを抑制できる。

さらに、酸化分解手段は、アンモニアを吸着する吸着剤と、この吸着剤に吸着されたアンモニアを酸化分解する触媒とからなる触媒部を有する構成とすれば、アンモニアをより確実に分解できる。また、酸化分解手段は、触媒部よりも蒸気の流れに対して上流側に酸素を供給する酸素供給部を有する構成とすれば、アンモニアの酸化分解能力を向上できる。さらに、酸化分解手段は、触媒部を加熱する加熱器を有する構成とすれば、アンモニアの酸化分解能力を向上できる。

また、本発明の原子力プラントは、酸化数が負の状態の窒素を含む化合物を原子炉の冷却水中に注入する薬剤注入手段と、核燃料を内包する原子炉圧力容器で発生した蒸気を水に凝縮させる復水器とを備えた原子力プラントであり、復水器で凝縮した水を原子炉圧力容器に導いて給水する流路の、この復水器で凝縮した水を加熱する給水加熱器よりも水の流れに対して上流側に、陽イオン除去器を設けた構成とすることにより上記課題を解決する。

このような構成とすれば、復水器で凝縮した水に含まれるアンモニアは、この復水器で凝縮した水を加熱する給水加熱器よりも水の流れに対して上流側で、陽イオン除去器によって除去される。このため、原子炉圧力容器から流出したアンモニアを分解または除去できる。そして、アルカリ性や導電率が高くなった水が原子炉圧力容器内に給水されるのを抑制し、原子炉内機器などの腐食が促進されるのを抑制できる。

さらに、陽イオン除去器は、陽極と陰極となる２つの電極間にイオン交換膜を設置した電解槽を有する構成とする。また、陽イオン除去器は、陽極と陰極となる２つの電極間にイオン交換膜を設置した電解槽を有する構成とする。

また、復水器で凝縮した水を前記原子炉圧力容器に導いて給水する流路の、この復水器で凝縮した水を加熱する給水加熱器よりも水の流れに対して上流側に脱塩器と、陽イオン除去器とを設けた構成とする。これにより、脱塩器とは別に陽イオン除去器を設けることで、陽イオン除去器及び脱塩器の少なくとも一方でアンモニアを除去でき、海水リークなどによって、アルカリ性や導電率が高くなった水が原子炉圧力容器内に給水されるのをより確実に抑制し、原子炉内機器などの腐食が促進されるのをより確実に抑制できる。

さらに、復水器で凝縮した水を加熱する給水加熱器よりも水の流れに対して上流側から脱塩器、アンモニアセンサ、陽イオン除去器の順で設置された構成とする。また、復水器で凝縮した水を加熱する給水加熱器よりも水の流れに対して上流側から陽イオン除去器、アンモニアセンサ、脱塩器の順で設置された構成とする。これらの構成とすることにより、アンモニアセンサで、アンモニアセンサよりも上流側に設置した脱塩器または陽イオン除去器で生じた捕獲されたアンモニアの放出を検出できる。

また、復水器で凝縮した水を前記原子炉圧力容器に導いて給水する流路の、この復水器で凝縮した水を加熱する給水加熱器よりも水の流れに対して上流側に、この復水器で凝縮した水をろ過する復水ろ過器を設け、この腹水ろ過器は、フィルタの１次側に陽イオン交換樹脂が充填されており、陽イオン除去器を兼ねる構成とする。これにより、原子力プラントの構成を簡素化できる。

さらに、本発明の原子力プラントは、酸化数が負の状態の窒素を含む化合物を原子炉の冷却水中に注入する薬剤注入手段と、核燃料を内包する原子炉圧力容器で発生した蒸気を水に凝縮させる復水器と、この復水器で凝縮した水を前記原子炉圧力容器に導いて給水する流路に設けられて塩化物イオンを除去する脱塩器とを備えた原子力プラントであり、復水器で凝縮した水を原子炉圧力容器に導いて給水する流路の、復水器と脱塩器との間の部分に、復水器で凝縮した水中への海水の漏洩を検出する海水漏洩検出装置を設け、この海水漏洩検出装置は、陽イオン除去器と、この陽イオン除去器よりも海水の漏洩を検出する水の流れに対して下流側に設けられて陽イオン除去器から流出する水中の溶存物を検出する溶存物検出部とを備えた構成とすることにより上記課題を解決する。

このような構成とすれば、復水器で凝縮した水に含まれるアンモニアは、海水漏洩検出装置において、陽イオン除去器によって除去される。このため、原子炉圧力容器から流出したアンモニアを分解または除去できる。そして、海水漏洩検出装置は、陽イオン除去器によってアンモニアが除去された水中の溶存物つまり海水の成分を溶存物検出部で検出するため、アンモニウムイオンによる海水漏洩検出装置での海水リークの検知感度の低下を抑制できる。

また、海水漏洩検出装置は、溶存物検出部よりも海水の漏洩を検出する水の流れに対して上流側に設けられて、この海水の漏洩を検出する水の溶存ガスを除去する脱気装置を備えた構成とする。これにより、復水器で凝縮した水に含まれる溶存ガスが除去され、海水漏洩検出装置での海水リークの検知感度を向上できる。

さらに、海水漏洩検出装置は、陽イオン除去器から海水の漏洩を検出する水の流れに対して下流側に向けて順に設けられた陽イオン除去器から流出する水中の溶存物を検出する第１の溶存物検出部と、陽イオンまたは陰イオンを除去する副イオン除去器と、この副イオン除去器から流出する水中の溶存物を検出する第２の溶存物検出部とを備えた構成とする。これにより、陽イオン除去器に捕獲されたアンモニアの放出と海水リークの両方を検出できる。

本発明によれば、原子炉圧力容器から流出したアンモニアを除去できる。

（第１の実施形態）
以下、本発明を適用してなる原子力プラントの第１の実施形態について図１乃至図３を参照して説明する。図１は、本発明を適用してなる原子力プラントの概略構成を示す図である。図２は、本発明を適用してなる原子力プラントが有する酸化分解装置の概略構成を模式的に示す縦断面図である。図３は、本発明を適用してなる原子力プラントが有する酸化分解装置の横断面図である。

本実施形態の原子力プラントは、図１に示すように、沸騰水型原子力発電プラント（ＢｏｉｌｉｎｇＷａｔｅｒＲｅａｃｔｏｒ、以下ＢＷＲと略称する）であり、核燃料を内包する原子炉圧力容器１には、原子炉圧力容器１内で発生した蒸気が通流する主蒸気管路３が連結されている。主蒸気管路３には、原子炉圧力容器１側から順に、酸化分解装置５、バルブ７、高圧タービン９、湿分分離器１１などが設けられ、主蒸気管路３の末端部は、低圧タービン１３に連結されている。したがって、原子炉圧力容器１内で発生した蒸気は、酸化分解装置５で処理された後、高圧タービン９に送られ、高圧タービン９を出た蒸気は、その中に含まれる湿分を湿分分離器１１で除去され、低圧タービン１３に送られる。このように、原子炉圧力容器１内で発生した蒸気が高圧タービン９、低圧タービン１３を駆動させ、その駆動力で図示していない発電機を駆動することにより発電を行う。

主蒸気管路３の酸化分解装置５とバルブ７との間の部分からは、タービンバイパス管路１５が分岐している。タービンバイパス管路１５には、バルブ１７が設けられ、タービンバイパス管路１５の末端部は、低圧タービン１３からの蒸気を冷却して凝縮させ、水に戻す復水器１９に連結されている。高圧タービン９及び低圧タービン１３へ送られる蒸気の量は、バルブ１７の開度を調整することによってタービンバイパス管路１５を通流する蒸気の流量を調整することにより制御される。

タービンバイパス管路１５のバルブ１７の蒸気の通流方向に対して上流側の部分からは、抽気系管路２１が分岐している。抽気系管路２１には、バルブ２３が設けられ、抽気系管路２１の末端部は、復水器１９に連結されている。また、抽気系管路２１には、バルブ２３よりも蒸気の通流方向に対して下流側の部分に、上流側から順に、第２給水加熱器２５、第１給水加熱器２７が設けられている。第１給水加熱器２７と第２給水加熱器２５は、復水器１９で凝縮した水が通流する給水管路２９にも、水の通流方向に対して上流側から第１給水加熱器２７、第２給水加熱器２５の順に設けられた状態となっており、抽気系管路２１を通流する蒸気を使って、給水管路２９を通流する復水器１９で凝縮した水つまり系統水を加熱するものである。

前述のように、低圧タービン１３を出た蒸気は、復水器１９で冷却され水に戻される。この水は系統水として、所定の処理をして原子炉圧力容器１に給水管路２９を介して戻される。このため、給水管路２９には、系統水の通流方向に対して上流側から、低圧復水ポンプ３１、空気抽出器３３、系統水中に含まれる不溶解性固形分を除去する復水ろ過器３５、系統水中に含まれるイオンを除去する復水脱塩器３７、高圧復水ポンプ３９、第１給水加熱器２７、給水ポンプ４１、第２給水加熱器２５などが順次設けられており、給水管路２９の末端部は、原子炉圧力容器１に連結されている。

したがって、復水器１９で冷却され水に戻された系統水は、低圧復水ポンプ３１により送液され、空気抽出器３３を通った後、復水ろ過器３５で系統水中に含まれる不溶解性固形分が除去され、さらに、復水脱塩器３７で系統水中に含まれるイオンが除去される。復水脱塩器３７を出た系統水は、高圧復水ポンプ３９によって送液され、第１給水加熱器２７で、抽気系管路２１を通して主蒸気管路３から引き出された蒸気を使って加熱され、加熱された系統水は、給水ポンプ４１によって送液され、第２給水加熱器２５でも抽気系管路２１を通して主蒸気管路３から引き出された蒸気を使って加熱され、原子炉圧力容器１に戻される。

原子炉圧力容器１内で発生した蒸気中に含まれる蒸気以外の気体は、復水器１９から所定の処理をして排気管路４３を介して排気される。このため、排気管路４３には、気体の通流方向に対して上流側から、空気抽出器３３、気体排気処理装置４５、排気塔４７などが順次設けられている。したがって、原子炉圧力容器１内で発生した蒸気中に含まれる蒸気以外の気体は、復水器１９から空気抽出器３３に送られて、そこで引き出され、気体排気処理装置４５で気体に含まれる放射性物質が除去され、また、気体に含まれる水素が酸素との反応により水にすされ、無害化された後、排気塔４７から放出される。

また、原子炉圧力容器１には、原子炉圧力容器１の下部と原子炉圧力容器１内のジェットポンプ４９への入口部分との間で原子炉圧力容器１内の原子炉水を循環させる再循環系管路５１が設けられている。再循環系管路５１には、再循環ポンプ５３が設けられている。したがって、原子炉水は、原子炉圧力容器１から再循環系管路５１を介して、再循環ポンプ５３により原子炉圧力容器１内の炉心に強制循環させられる。

また、再循環系管路５１の再循環ポンプ５３よりも原子炉水の通流方向に対して下流側の部分から、再循環系管路５１を通流する原子炉水の一部を引き出し、給水管路２９の第２給水加熱器２５よりも下流側に合流させる原子炉水浄化系管路５５が設置されている。原子炉水浄化系管路５５には、再循環系管路５１側から、原子炉水浄化系ポンプ５７、原子炉水浄化系脱塩器５９、還元性窒素化合物注入装置６１が順次設けられており、さらに、原子炉水浄化系脱塩器５９よりも原子炉水の通流方向に対して上流側と下流側で原子炉水を冷却及び加熱する原子炉水浄化系熱交換器６３が設けられている。原子炉水浄化系管路５５を通流する原子炉水には、還元性窒素化合物注入装置６１によって、アンモニアやヒドラジンなどの酸化数が負の状態の窒素を含む化合物すなわち還元性窒素化合物が注入される。これにより、酸化数が負の還元性窒素化合物が、原子炉水浄化系管路５５及び給水管路２９を介して原子炉圧力容器１内に持ち込まれる。

ここで、本実施形態の主蒸気管路３に設けられた酸化分解装置５の構成について説明する。酸化分解装置５は、図２及び図３に示すように、主蒸気管路３よりも径が太く、内部に、横断面で見たときに格子状またはハニカム状に形成され、表面にアンモニアを吸着すると共に酸化分解するアンモニア吸着酸化触媒を担持させた間仕切り５ａが設置されたアンモニア吸着反応管部５ｂを有している。さらに、本実施形態の酸化分解装置５は、アンモニア吸着反応管部５ｂを外側から所定の温度に加熱するための加熱ヒータ５ｃや、アンモニア吸着反応管部５ｂよりも蒸気の流れに対して上流側の主蒸気管路３の部分に酸素を供給するための酸素供給部を構成する酸素注入器５ｄ、酸素注入器５ｄと主蒸気管路３との間に設けられた酸素注入管５ｅ、そして、酸素注入管５ｅに設けられた酸素注入制御バルブ５ｆなどを有している。

アンモニア吸着反応管部５ｂの間仕切り５ａには、アンモニア吸着酸化触媒として、アンモニアの吸着剤にアンモニアを酸化分解させる触媒を添着したものを使用している。アンモニアの吸着剤によって、アンモニアを酸化分解させる触媒付近のアンモニアの濃度が高められるため、触媒によるアンモニアの酸化分解を促進できる。アンモニアの吸着剤としては、ゼオライトや活性炭などが挙げられる。アンモニアを窒素、窒素酸化物にする触媒、つまり酸化分解する触媒としては、モリブデン、タングステン、バナジウム、ニッケル、白金、ルテニウムなどの金属、または、その酸化物などが挙げられる。

なお、主蒸気管路３内を通流する蒸気中には、アンモニアの他に、例えば「水化学」研究専門委員会編、「原子炉冷却系の水化学」、（社）日本原子力学会、１９８７年、ｐ１７３などに記載されているように、数十ｍｇ／ｋｇ程度の酸素や、数ｍｇ／ｋｇ程度の水素が含まれるため、アンモニアを酸素と反応させて窒素と水に分解するのに必要な酸素は、原子炉圧力容器１から供給できる場合がある。したがって、酸化分解装置は、酸素供給部を構成する酸素注入器５ｄ、酸素注入管５ｅ、酸素注入制御バルブ５ｆなどを有していない構成にすることもできる。また、主蒸気管路３内を通流する蒸気の温度は、２８８℃といったような高温であるため、酸化分解装置は、加熱ヒータ５ｃを有していない構成にすることもできる。ただし、酸化分解装置は、酸素供給部や加熱ヒータなどの加熱器を有する構成とした方が、主蒸気管路３内を通流する蒸気に含まれる気体の組成や蒸気の温度に左右されることなく、より確実にアンモニアを酸化分解できるので、アンモニアの酸化分解能力を向上できる。

このような構成の原子力プラントのアンモニアが発生する経路や発生したアンモニアが移行する経路などと、本発明の特徴部について説明する。還元性窒素化合物注入装置６１によって原子炉水浄化系管路５５を通流する原子炉水中に注入された還元性窒素化合物は、給水管路２９を介して原子炉圧力容器１内に流入する。原子炉圧力容器１内の原子炉水は、炉心側部から原子炉底部を通って炉心に流れるように設置された炉内構造物の外面の流路である図示していないダウンカマー及び原子炉底部で、炉心で水の放射線分解によって発生した酸素や、過酸化水素と化学反応を起こし、窒素や水などになる。このとき、酸素や過酸化水素との反応等量よりも過剰な還元性窒素化合物が注入されると、アンモニアが発生する。発生したアンモニアは、炉心で原子炉水が蒸気になるときに、蒸気相に移行し大半は、蒸気に同伴され、原子炉圧力容器１内から主蒸気管路３に流入する。

もし、本実施形態のように主蒸気管路３に酸化分解装置５が設けられていない場合、アンモニアは、蒸気に同伴され、高圧タービン９、湿分分離器１１、低圧タービン１３を通って復水器１９に移行する。これとは別に、アンモニアの一部は、蒸気に同伴され、タービンバイパス配管１５や抽気系管路２１を通って復水器１９に送られる。復水器１９で、蒸気は冷却されて水に戻されるが、蒸気に同伴されて移行したアンモニアの一部は、気体のまま存在し、残りは復水器１９で凝縮した水に溶解する。気体として存在するアンモニアは、空気抽出器３３によって気体排気処理装置４５に送られ、次いで排気塔４７からプラントの外に放出される。

一方、復水器１９で凝縮した水に溶解したアンモニアは、低圧復水ポンプ３１によって、復水ろ過器３５を通って復水脱塩器３７に送られることになる。水中でアンモニアは電離してアンモニウムイオンになり、復水脱塩器３７が有する陽イオン交換樹脂に捕獲される。捕獲されたアンモニウムイオンが、復水脱塩器３７が有する陽イオン交換樹脂の容量を超えると、持ち込まれたアンモニウムイオンと等量のアンモニウムイオンが復水脱塩器３７から流出する。流出したアンモニアは、高圧復水ポンプ３９、第１給水加熱器２７、給水ポンプ４１、第２給水加熱器２５を通って原子炉圧力容器１に送られることになる。

このように、蒸気の流路となる主蒸気管路３、タービンバイパス管路１５、抽気系管路２１、及びこれらの管路に接続された各装置類、復水器１９から抽出された気体の流路となる排気管路４３やそこに設けられた気体排気処理装置４５では、アンモニアは、主に気体で存在する。一方、復水器１９で凝縮した水の流路となる給水管路２９及び給水管路２９に設けられた各装置類では、アンモニアは水に溶解した状態で存在する。

ここで、原子炉圧力容器１で発生した蒸気中に含まれるアンモニアの濃度は、例えば０.５ｍｇ／ｋｇより少ない濃度となる。ＢＷＲでは、その原子炉圧力容器１内の構造物や核燃料の保全の観点から、原子炉水に対する水質の基準が設けられており、原子炉水の導電率を１μＳ／ｃｍ以下、ｐＨを５.６−８.６に管理することが求められている（例えば、（社）日本原子力学会編、「原子炉水科学ハンドブック」、（株）コロナ社、２０００年、ｐ１９６参照）。この条件を満たすためには、原子炉水中のアンモニア濃度は、０.０７ｍｇ／ｋｇ以下とする必要がある。さらに、このアンモニアがすべて蒸気に同伴されて原子炉圧力容器内から放出されると仮定し、炉心の流量と蒸気流量との比を考慮しても、蒸気に同伴して移行するアンモニア濃度は、０.５ｍｇ／ｋｇ以下となる。

そこで、本実施形態の原子力プラントのように主蒸気管路３に酸化分解装置５を設けると、酸化分解装置５において、蒸気に同伴されたアンモニアが吸着し、吸着したアンモニアが窒素や酸化窒素と水に分解される。アンモニアの分解によって生じた窒素や酸化窒素は、アンモニアと比較して水に溶け難く、水に溶けても電離しないので、復水器１９で凝縮した水に溶解せず気体の状態であるため、復水器１９からの排気と共に容易に除去できる。なお、水への溶解度は、アンモニアが５２０ｇ／Ｌであるのに対して、窒素は１８.３４ｍｇ／Ｌ、酸化窒素は５７.８ｍｇ／Ｌである。

このように、本実施形態の原子力プラントでは、主蒸気管路３に酸化分解装置５を設けることによって、アンモニアを窒素や酸化窒素と水素や水とに分解する。これにより、原子炉圧力容器から蒸気に同伴して流出するアンモニアを窒素や酸化窒素とすることで気体の状態で除去できる。つまり、原子炉圧力容器から流出するアンモニアを除去できる。

さらに、本実施形態では、主蒸気管路３に設けた酸化分解装置５によって蒸気に同伴して移行するアンモニアを窒素や酸化窒素と水素や水とに分解して除去するため、アンモニアが復水器１９で凝縮した水中に再溶解することを抑制できる。したがって、復水器１９などで銅合金を使っている場合、復水器１９で凝縮した水に含まれるアンモニアが銅合金の腐食を抑制する効果のある銅酸化物を溶解するのを抑制し、銅合金の腐食の促進を抑制できる。

加えて、復水脱塩器３７が有する陽イオン交換樹脂の容量を超えると、持ち込まれたアンモニウムイオンと等量のアンモニウムイオンが復水脱塩器３７から流出することによって、原子炉圧力容器１に給水される水のｐHがアルカリ性となり、また、原子炉圧力容器１に給水される水の導電率が高くなるのを抑制できる。したがって、水のｐHがアルカリ性となり、また、原子炉圧力容器１に給水される水の導電率が高くなるのを抑制できることによって、原子炉内機器などの腐食の促進を抑制できる。さらに、復水器１９から排出される排気には、窒素や酸化窒素が含まれるだけであるため、原子力プラントの外に排出されるアンモニアの量を低減でき、アンモニアがプラントの外に放出されることによる環境への影響を抑制できる。

さらに、原子炉のシュラウドヘッド部分に触媒アンモニア転化器を設けた従来の原子力プラントでは、水−蒸気混合物中でアンモニアの形態の放射性窒素を触媒により酸素、過酸化水素と反応させ、硝酸イオンや亜硝酸イオンにしている。このような従来の原子力プラントでは、気相中で放射性窒素を酸化して形態を変えてもタービンに放射性窒素が持ち込まれるため、水-蒸気混合物中で触媒アンモニア転化器によりアンモニアの形態を変えるものであるが、水−蒸気混合物中に触媒アンモニア転化器が位置するため、アンモニアの吸着剤であるゼオライトや活性炭が溶解したり、水分子が吸着サイトを占有したりすることによりアンモニアの吸着能力が低下してしまう。したがって、非放射性アンモニアの分解除去の場合には、アンモニアの吸着能力の低下により、分解除去能力が低下してしまう場合がある。

これに対して、本実施形態の原子力プラントでは、主蒸気管路３に酸化分解装置５気相中に設置し、気相中のアンモニアを酸化分解し除去するため、触媒へのアンモニアの吸着能力の低下は生じ難く、分解除去能力が低下も生じ難い。

また、本実施形態では、主蒸気管路３のタービンバイパス管路１５との分岐部よりも上流側に酸化分解装置５を設けた構成としている。しかし、このような構成に限らず、酸化分解装置は、アンモニアが気体状で存在する部位、すなわち、主蒸気管路３、タービンバイパス管路１５、抽気系管路２１や、各々管路に設けられた装置類などに設置することもできる。ただし、本実施形態のように、主蒸気管路３のタービンバイパス管路１５との分岐部よりも上流側に酸化分解装置５を設けた構成とした方が、原子炉圧力容器１から流出する気体状のアンモニアがすべて酸化分解装置を通るため、主蒸気管路３、タービンバイパス管路１５、抽気系管路２１などに別個に酸化分解装置を設置する必要がなく、効率よくアンモニアを窒素又は窒素酸化物に形態変化させることができる。

また、本実施形態の酸化分解手段である酸化分解装置５は、主蒸気管路３よりも径が太く、内部に、横断面で見たときに格子状またはハニカム状に形成され、表面にアンモニアを吸着すると共に酸化分解するアンモニア吸着酸化触媒を担持させた間仕切り５ａが設置されたアンモニア吸着反応管部５ｂを有している。しかし、酸化分解装置５は、アンモニア吸着反応管部５ｂを設けず、原子炉圧力容器１で発生した蒸気が通る管路や装置類、すなわち、主蒸気管路、タービンバイパス管路、抽気系管路や、それらの管路に設けられた装置類の蒸気の流路、例えば高圧タービン、湿分分離器、低圧タービン、復水器などの蒸気の流路の蒸気が接する面の一部又は全部にアンモニア吸着酸化触媒を付着させることで、触媒部を設けて酸化分解手段を形成することもできる。

（第２の実施形態）
以下、本発明を適用してなる原子力プラントの第２の実施形態について図４を参照して説明する。図４は、本発明を適用してなる原子力プラントの概略構成を示す図である。なお、本実施形態では、第１の実施形態と同一の構成などには同じ符号を付して説明を省略し、第１の実施形態と相違する構成や特徴部などについて説明する。

本実施形態の原子力プラントが第１の実施形態と相違する点は、復水器などで銅合金を使っておらず腐食の問題は生じないが、アンモニアが原子力プラントの外に排出されることが問題になる場合に対応するため、復水器からの排気中に含まれるアンモニアを分解除去する構成としたことにある。すなわち、本実施形態の原子力プラントでは、復水器１９からの排気管路４３の、復水器１９と空気抽出器３３との間の部分に、第１の実施形態で示したものと同じ構成の酸化分解装置５が設けられている。

したがって、復水器１９から抽出されたアンモニアを含む気体は、酸化分解装置５に送られ、排気塔４７からプラント外に放出されるため、酸化分解装置５を設けていない場合にプラント外に放出される可能性があるアンモニアのすべてが、酸化分解装置５を通る。このため、排気に含まれるアンモニアは、窒素または窒素酸化物と水素または水に分解され、プラント外に放出除去される。すなわち、排気管路４３を介して排気塔４７からプラント外に放出されるアンモニアの量を低減でき、アンモニアがプラントの外に放出されることによる環境への影響を抑制できる。

また、本実施形態では、排気管路４３の、復水器１９と空気抽出器３３との間の部分に、第１の実施形態で示したものと同じ構成の酸化分解装置５を設けている。しかし、酸化分解装置５は、排気塔４７よりも上流側であれば、排気管路４３のどの部分にでも設けることができる。一方、第１の実施形態で示したものと同じ構成の酸化分解装置５に限らず、アンモニア吸着酸化触媒を充填した塔からなる酸化分解手段や、復水器１９からの気体が通る管路や装置類、すなわち、排気管路、気体排気処理装置や排気塔などの気体の流路の気体が接する面の一部又は全部にアンモニア吸着酸化触媒を付着させることで形成した酸化分解手段を設けた構成などにすることもできる。また、気体排気処理装置が有する復水器から抽出された酸素と水素を水にする能力を備えた触媒塔の触媒の一部をアンモニア吸着酸化触媒に交換した構成などにもすることができる。

（第３の実施形態）
以下、本発明を適用してなる原子力プラントの第３の実施形態について図５乃至図８を参照して説明する。図５及び図８は、本発明を適用してなる原子力プラントの概略構成を示す図である。図６及び図７は、本発明を適用してなる原子力プラントに設けた陽イオン除去器の概略構成を示す図である。なお、本実施形態では、第１及び第２の実施形態と同一の構成などには同じ符号を付して説明を省略し、第１及び第２の実施形態と相違する構成や特徴部などについて説明する。

本実施形態の原子力プラントが第１及び第２の実施形態と相違する点は、蒸気や気体中のアンモニアを分解除去するものではなく、復水器で凝縮した水に溶解したアンモニアを除去するための陽イオン除去器を系統水が通流する管路つまり給水管路に設置したことにある。すなわち、本実施形態の原子力プラントでは、図５に示すように、給水管路２９の復水脱塩器３７と高圧復水ポンプ３９との間の部分、つまり、復水脱塩器３７よりも水の通流方向に対して下流側で第１給水加熱器よりも上流側の部分に、復水脱塩器３７側から、水中のアンモニアを検出するためのアンモニアセンサ６５、水中のアンモニウムイオンを除去するための陽イオン除去器６７を順に設置している。この構成では、復水脱塩器３７も、復水脱塩器３７が有する陽イオン交換樹脂によりアンモニウムイオンを除去するため、復水脱塩器３７が上流側のアンモニア除去手段、陽イオン除去器６７が下流側のアンモニア除去手段としての役割を果たす。

ここで、陽イオン除去器６７について説明する。陽イオン除去器６７の形態としては、陽イオン交換樹脂を充填した槽を備え、アンモニウムイオンを陽イオン交換樹脂に吸着させるものと、内部にイオン交換膜を設置した電解セルでアンモニウムイオンを電気的に分離するものとがある。陽イオン除去器６７が陽イオン交換樹脂を用いる形態の場合、次式（１）で示すように、水素イオンを交換基とする陽イオン交換樹脂を使用する。

ｎ（Ｒ⁻−Ｈ^＋）＋Ｍ^ｎ＋ → ｎ（Ｒ⁻−）Ｍ^ｎ＋＋ｎＨ^＋・・・（１）

ただし、Ｒ⁻−はイオン交換樹脂の交換器以外の部分、Ｍ^ｎ＋はｎ価の陽イオン、ｎは陽イオンＭ^ｎ＋の価数、Ｈ^＋は水素イオンである。

アンモニアは、水中では次式（２）のように電離するため、陽イオン交換樹脂による次式（３）に示す反応により除去できる。さらに、電離によって生じた水酸化物イオンも陽イオン交換樹脂から放出される水素イオンと結合して水となるためｐＨをアルカリ性にすることはない。

ＮＨ_３＋Ｈ_２Ｏ → ＮＨ_４ ^＋＋ＯＨ⁻ ・・・（２）

Ｒ⁻−Ｈ^＋＋ＮＨ_３ → Ｒ⁻−ＮＨ_４ ^＋＋Ｈ_２Ｏ・・・（３）

ただし、Ｒ⁻−はイオン交換樹脂の交換器以外の部分、ＮＨ_３はアンモニア、Ｈ_２Ｏは水、ＮＨ_４ ^＋はアンモニウムイオン、ＯＨ⁻は水酸化物イオンである。

一方、陽イオン除去器６７が電解セルを用いる形態の場合、陽イオン除去器６７は、図６に示すように、槽６７ａ、槽６７ａ内に対向させて設置されたカソード電極６７ｂとアノード電極６７ｃ、カソード電極６７ｂとアノード電極６７ｃとの間に設置され、槽６７ａ内をカソード電極６７ｂが設置された空間６７ｄとアノード電極６７ｃが設置された空間６７ｅとの２つの空間に分割する陽イオン交換膜６７ｆなどを有している。槽６７ａ内の空間６７ｄには、希硫酸水溶液などの酸溶液または水酸化ナトリウム水溶液などの電解液となるアルカリ溶液を空間６７ｄに通流させるための溶液管路６９が、槽６７ａ内の空間６７ｅには、給水管路２９が接続されている。また、カソード電極６７ｂとアノード電極６７ｃとには、各々電気配線７１が接続されている。

槽６７ａ内の空間６７ｅに系統水を通流させ、槽６７ａ内の空間６７ｄにアルカリ溶液を通流させた状態で、カソード電極６７ｂとアノード電極６７ｃとに電圧を印加すると、アノード電極６７ｃでは、水酸化物イオンから酸素が生成する次式（４）に示すような酸素発生反応が起き、槽６７ａ内の空間６７ｅから槽６７ａ内の空間６７ｄへ陽イオン交換膜６７ｆを介してＮＨ_４ ^＋が移行し、カソード電極６７ｂでは、次式（５）のような水素発生反応が起き、これにより系統水からアンモニアが除去される。

４ＯＨ⁻ → Ｏ_２＋２Ｈ_２Ｏ＋４ｅ⁻ ・・・（４）

２Ｈ^＋＋２ｅ⁻ → Ｈ_２・・・（５）

ただし、ＯＨ⁻は水酸化物イオン、Ｏ_２は酸素、Ｈ_２Ｏは水、ｅ⁻は電子、Ｈ^＋は水素イオン、Ｈ_２は水素である。

また、陽イオン除去器６７が電解セルを用いる形態の場合、陽イオン除去器６７は、図７に示すように、槽６７ａ内に対向させて設置されたカソード電極６７ｂとアノード電極６７ｃとの間に、槽６７ａ内をカソード電極６７ｂが設置された空間６７ｄと電極が設置されていない空間６７ｇとに分割する陽イオン交換膜６７ｆ、そして、電極が設置されていない空間６７ｇとアノード電極６７ｃが設置された空間６７ｅとに分割する陽イオン交換膜６７ｆの２枚の陽イオン交換膜６７ｆを設置した構成にすることもできる。この場合、カソード電極６７ｂが設置された空間６７ｄとアノード電極６７ｃが設置された空間６７ｅとには、希硫酸水溶液などの酸溶液または水酸化ナトリウム水溶液などの電解液となるアルカリ溶液を空間６７ｄ、６７ｅに通流させるための溶液管路６９が、電極が設置されていない空間６７ｇには、給水管路２９が接続されている。

槽６７ａ内の空間６７ｄ、６７ｅにアルカリ溶液を通流させ、槽６７ａ内の空間６７ｇに系統水を通流させた状態で、カソード電極６７ｂとアノード電極６７ｃとに電圧を印加すると、アノード電極６７ｃでは、水酸化物イオンにより、上記の式（４）に示すような酸素生成反応が起き、アノード電極６７ｃが設置された空間６７ｅから空間６７ｇ通ってカソード電極６７ｂが設置された空間６７ｄへ陽イオン交換膜６７ｆを介してＨ^＋が移行し、また、空間６７ｇからカソード電極６７ｂが設置された空間６７ｄへ陽イオン交換膜６７ｆを介してＮＨ_４ ^＋が移行し、そして、カソード電極６７ｂでは、上記の式（５）に示すような水素生成反応が起き、これにより系統水からアンモニアが除去される。

なお、図５に示すアンモニアセンサ６５としては、アンモニアの存在を検出できればよく、イオンメーター、ｐＨ計、導電率計などを用いることができる。

このような本実施形態の原子力プラントでは、図５に示すように、復水器１９で凝縮して給水管路２９を通流する系統水に溶解したアンモニアは、まず、復水脱塩器３７の陽イオン交換樹脂に吸着され、除去される。しかし、復水脱塩器３７に充填されている陽イオン交換樹脂の吸着容量を超える量のアンモニアが負荷されると、復水脱塩器３７の陽イオン交換樹脂に吸着されず、復水脱塩器３７から下流側へ放出される。このとき、復水脱塩器３７の下流側に設けられたアンモニアセンサ６５により、系統水中のアンモニアの有無を検出すれば、復水脱塩器３７でのアンモニアの放出つまりアンモニアブレークを検知できる。アンモニアブレークして復水脱塩器３７から出てきたアンモニアは、アンモニアセンサ６５の下流側つまり復水脱塩器３７の下流側に設けられた陽イオン除去器６７で捕獲される。

このため、陽イオン除去器６７よりも下流側には、アンモニアは放出されない。また、アンモニアセンサ６５によるアンモニアの検出によってアンモニアブレークが検知された復水脱塩器３７は、その陽イオン交換樹脂をイオン交換樹脂再生操作により再生するか、または、新しい陽イオン交換樹脂と交換することで、再びアンモニアを捕獲できるようになる。

ところで、復水器１９では、蒸気を冷却するために海水を用いている。このため、復水器１９内の海水が通流する流路から、凝縮した水の流路へ海水が漏洩して系統水に海水が混じってしまう海水リークが生じる可能性がある。したがって、海水リークが生じてもアンモニアを除去できる構成にしておく必要がある。特に、復水脱塩器３７は、陽イオン交換樹脂を用いているため、復水脱塩器３７の陽イオン交換樹脂でアンモニウムイオンを吸着してアンモニアを除去している状態で、海水リークが生じ、復水脱塩器３７の陽イオン交換樹脂にナトリウムイオンが負荷されると、次式（６）に示すような反応により、アンモニウムイオンが陽イオン交換樹脂から放出されるアンモニアブレークが生じる。または、ナトリウムイオンが陽イオン交換樹脂に捕獲されずに水中に残る可能性もある。

Ｒ⁻−ＮＨ_４ ^＋＋Ｎａ^＋ → Ｒ⁻−Ｎａ^＋＋ＮＨ_４ ^＋・・・（６）

ただし、Ｒ⁻−はイオン交換樹脂の交換器以外の部分、ＮＨ_４ ^＋はアンモニウムイオン、Ｎａ^＋はナトリウムイオンである。

これに対応するために、本実施形態の原子力プラントでは、従来の原子力プラントでも設けられている復水脱塩器３７と直列に、陽イオン除去器６７を給水管路２９に設けている。したがって、上流側に位置するアンモニア除去手段としての役割を果たしていた復水脱塩器３７から海水リークによるアンモニアブレークでアンモニウムイオンが放出されたとしても、下流側に位置する陽イオン除去器６７でアンモニウムイオンを捕獲することでアンモニアを除去できる。また、復水脱塩器３７でナトリウムイオンを捕獲できなかった場合、陽イオン除去器６７でナトリウムイオンを捕獲することでナトリウムイオンを除去できる。このように、従来の原子力プラントでも設けられている復水脱塩器３７の下流側に陽イオン除去器６７を設けることで、少なくとも陽イオン除去器６７よりも下流には、アンモニウムイオンが放出されるのを抑制でき、系統水に溶解したアンモニアを効率よく除去でき、さらに、海水リークが生じてもアンモニアやナトリウムイオンが原子炉圧力容器１内に持ち込まれるのを防止できる。

さらに、アンモニアが原子炉圧力容器１内に持ち込まれるのを防止できるため、原子炉圧力容器１内で生じる腐食を抑制できる。

加えて、本実施形態では、給水管路２９の復水脱塩器３７と陽イオン除去器６７との間の部分には、アンモニアを検出するアンモニアセンサ６５を設けている。
このため、復水脱塩器３７でのアンモニアブレークを検知でき、復水脱塩器３７の陽イオン交換樹脂の交換や、陽イオン交換樹脂のアンモニウムイオンを水素イオンに置き換えるイオン交換樹脂再生操作を行なう必要があることを検知できる。

また、本実施形態の図７に示したような電解セルを用いる形態の陽イオン除去器６７を用いる場合、槽６７ａの系統水が通水される空間６７ｇに陽イオン交換樹脂を充填する構成にすることもできる。このような構成とすれば、通常は、空間６７ｇに充填された陽イオン交換樹脂でアンモニアを除去し、アンモニアの負荷が許容量を越えるなどアンモニアブレークしたとき、カソード電極６７ｂとアノード電極６７ｃとに電圧を印加し、前述のように空間６７ｇアンモニウムイオンを空間６７ｄへ移行させることで、陽イオン交換樹脂の再生を行なうことができる。また、電解セルを用いる形態であるが、電気分解のみによってアンモニアを除去する場合に比べ、電圧を印加する時間を短くでき、装置運転コストを低減できる。

また、本実施形態では、図５に示すように、給水管路２９に上流側から復水脱塩器３７、アンモニアセンサ６５、陽イオン除去器６７を順に設けた構成としてが、給水管路の復水脱塩器よりも上流側の部分に陽イオン除去器やアンモニアセンサを設けた構成にすることもできる。すなわち、図８に示すように、給水管路２９の復水ろ過器３５と復水脱塩器３７の間、つまり、復水脱塩器３７よりも水の通流方向に対して上流側に、復水ろ過器３５側から、陽イオン除去器６７、アンモニアセンサ６５を順に設けた構成にすることもできる。

このような構成では、上流側のアンモニア除去手段の役割を陽イオン除去器６７が、下流側のアンモニア除去手段の役割を復水脱塩器３７が果たす。陽イオン除去器６７が陽イオン交換樹脂を充填した槽を有する構成の場合、復水器１９で凝縮した系統水に溶解したアンモニアは、陽イオン除去器６７で捕獲される。しかし、陽イオン除去器６７に充填されたようイオン交換樹脂の吸着容量を超える量のアンモニアが陽イオン除去器６７に入ると、陽イオン除去器６７はアンモニアブレークを起こす。そして、アンモニアブレークして陽イオン除去器６７から出てきたアンモニアは、下流側に位置する復水脱塩器３７で捕獲されるため、復水脱塩器３７よりも下流には放出されない。

陽イオン除去器６７のアンモニアブレークは、陽イオン除去器６７の下流側に配設されたアンモニアセンサ６５により検知できる。これにより、アンモニアブレークが検知された場合、陽イオン除去器６７の陽イオン交換樹脂を交換や、イオン交換樹脂再生操作を行なえば、陽イオン除去器６７は、再びアンモニアを捕獲できるようになる。さらに、アンモニアブレークした時点で海水リークが起こっても、放出されたアンモニアは復水脱塩器３７で捕獲されるため、その下流にアンモニアは放出されない。

このように、復水脱塩器３７の上流側に陽イオン除去器６７を設置しても、系統水に溶解したアンモニアを効率よく除去でき、さらに海水リークが生じてもアンモニアが原子炉圧力容器１内に持ち込まれるのを防止できる。加えて、陽イオン除去器６７として陽イオン交換樹脂を用いるものを使用する場合、図５に示すような復水脱塩器３７の下流側に陽イオン除去器６７を設置した構成と比較して、イオン交換樹脂の再生操作を簡素化できる。

これは、復水脱塩器３７は、陽イオン交換樹脂と陰イオン交換樹脂を混合した混床樹脂が一般的に使用されるため、イオン交換樹脂再生操作の前に陽イオン交換樹脂と陰イオン交換樹脂を分離する操作を行なう必要があるのに対して、図８に示すような復水脱塩器３７の上流側に陽イオン除去器６７を設置した構成では、通常アンモニアが負荷されるのは陽イオン交換樹脂のみを充填した陽イオン除去器６７であり、混床樹脂の場合に必要な陽イオン交換樹脂と陰イオン交換樹脂との分離操作が必要ないからである。

（第４の実施形態）
以下、本発明を適用してなる原子力プラントの第４の実施形態について図９及び図１０を参照して説明する。図９は、本発明を適用してなる原子力プラントの概略構成を示す図である。図１０は、本発明を適用してなる原子力プラントに設けた復水ろ過器の概略構成を示す図である。なお、本実施形態では、第１乃至第３の実施形態と同一の構成などには同じ符号を付して説明を省略し、第１乃至第３の実施形態と相違する構成や特徴部などについて説明する。

本実施形態の原子力プラントは、第３の実施形態と同様に、復水器で凝縮した水に溶解しているアンモニアを除去するための陽イオン除去器を系統水が通流する管路つまり給水管路に設置した構成となっているが、第３の実施形態と相違する点は、給水管路に設けられた腹水ろ過器が陽イオン除去器も兼ねていることにある。すなわち、本実施形態の原子力プラントは、図９に示すように、第１乃至第３の実施形態のような主蒸気管路に設けられた酸化分解装置や給水管路に設けられた陽イオン除去器を有していないが、給水管路２９の空気抽出器３３と復水脱塩器３７との間の部分に、水の通流方向に対して上流側から、従来の腹水ろ過器に代えて陽イオン除去器も兼ねた腹水ろ過器７３、アンモニアを検出するアンモニアセンサ６５が順に設けられている。

陽イオン除去器も兼ねた腹水ろ過器７３は、図１０に示すように、槽７３ａ内に設置される従来の復水ろ過器の不溶解性固形分をろ過するフィルタ７３ｂの水の通流方向に対して上流側、つまりフィルタ７３ｂの一次側に陽イオン交換樹脂７３ｃを充填している。本実施形態のフィルタ７３ｂは、円周面がろ過面となっており、一方の端部が閉塞された略円筒状のフィルタカートリッジであるため、このフィルタ７３ｂ内側の空間内に陽イオン交換樹脂７３ｃを充填している。そして、陽イオン交換樹脂７３ｃがフィルタ７３ｂ内から出ることなく、かつ、ろ過対象の水が通流できるように、フィルタ７３ｂの開口した端部側には、陽イオン交換樹脂７３ｃの径よりも小さな複数の孔を有する円盤状のストレーナ７３ｄが取り付けられている。

なお、本実施形態の腹水ろ過器７３では、槽７３ａの底部と上部に給水管路２９が接続されており、底部側にストレーナ７３ｄが設置され、そこから上方に向けて複数の略円筒状のフィルタ７３ｂが設置されている。したがって、腹水ろ過器７３では、フィルタ７３ｂで隔てられた槽７３ａの底部側の空間が一次側、上部側の空間が２次側となっている。

このような腹水ろ過器７３では、底部に接続された給水管路２９から系統水が槽７３ａ内底部に入り、槽７３ａ内底部に入った系統水は、ストレーナ７３ｄを通って陽イオン交換樹脂７３ｃの部分に流れ込み、さらに、フィルタ７３ｂのろ過面を通って槽７３ａ内上部に抜け、上部に接続された給水管路２９から出る。これにより、系統水に溶解したアンモニア、つまり、アンモニウムイオンは陽イオン交換樹脂７３ｃに捕捉され、その後、系統水に含まれる不溶解性固形分は、フィルタ７３ｂで捕捉される。したがって、復水ろ過器７３は、復水脱塩器３７による下流側のアンモニア除去手段に対して、上流側のアンモニア除去手段の役割を果たす。

ところで、系統水に溶解したアンモニアは、アンモニウムイオンとして復水ろ過器７３の陽イオン交換樹脂７３ｃに捕獲される。しかし、復水ろ過器７３に充填された陽イオン交換樹脂７３ｃの吸着容量を超える量のアンモニアが復水ろ過器７３に流入すると、アンモニアブレークを起こす。このため、図９に示すように、復水ろ過器７３給水管路２９の復水ろ過器７３よりも下流側の部分に、第３に実施形態と同様のアンモニアセンサ６５が設置されており、アンモニアセンサ６５により系統水中のアンモニアの有無を検出すれば、復水ろ過器７３でのアンモニアブレークを検知できる。アンモニアブレークにより復水ろ過器７３から流出してきたアンモニアは、下流側に位置する復水脱塩器で捕獲されるため、その下流には放出されない。

アンモニアセンサ６５によりアンモニアブレークが検知された場合、復水ろ過器７３に充填された陽イオン交換樹脂の交換、または、イオン交換樹脂再生操作を行なうことで、復水ろ過器７３で再びアンモニアを捕獲できるようになる。アンモニアブレークした時点で海水リークが起こった場合も、放出されたアンモニアは、復水脱塩器３７で捕獲されるため、復水脱塩器３７よりも下流側にアンモニアは放出されない。

このように、本実施形態の原子力プラントでも、復水脱塩器３７よりも上流側に陽イオン除去器を兼ねた復水ろ過器７３を設置することで系統水に溶解したアンモニアを効率よく除去でき、さらに、海水リークが生じてもアンモニアが原子炉圧力容器１内に持ち込まれるのを防止できる。さらに、復水ろ過器７３の下流側にアンモニアセンサ６５を設置しているので、復水ろ過器７３でのアンモニアブレークを検知でき、復水ろ過器７３の陽イオン交換樹脂の交換や、イオン交換樹脂再生操作を行なう必要があることを検知できる。

加えて、本実施形態は、第３の実施形態のように、従来の原子力プラントに対して新規に陽イオン除去器を設ける必要がなく、従来から設置されていた復水ろ過器を置き換えるか、改造するだけであるため、コストを低減でき、また、構成を簡素化できる。

（第５の実施形態）
以下、本発明を適用してなる原子力プラントの第５の実施形態について図１１乃至図１４を参照して説明する。図１１は、本発明を適用してなる原子力プラントの概略構成を示す図である。図１２乃至図１４は、本発明を適用してなる原子力プラントに設けた海水漏洩検出装置の概略構成を示すブロック図である。なお、本実施形態では、第１乃至第４の実施形態と同一の構成などには同じ符号を付して説明を省略し、第１乃至第４の実施形態と相違する構成や特徴部などについて説明する。

本実施形態が第１乃至第４の実施形態と相違する点は、復水器や原子炉圧力容器内などで系統水、原子炉水などと接触する部材の材質の選択などによって腐食の問題が生じ難く、また、排気中のアンモニアの問題なども生じ難いが、系統水中に溶解したアンモニアによって、復水器で生じる海水リークが検出できなくなるのを防ぐため、海水リークの検出のために系統水中に溶解したアンモニア、つまり、アンモニウムイオンを除去する構成としたことにある。

すなわち、本実施形態の原子力プラントは、図１１に示すように、第１乃至第４の実施形態のような主蒸気管路に設けられた酸化分解装置や給水管路に設けられた陽イオン除去器を有していないが、給水管路２９の復水器１９よりも水の通流方向に対して下流側の部分に間の部分に、復水器１９で凝縮して、給水管路２９に通流する水つまり系統水中への復水器１９で冷媒として使用されている海水の漏洩、つまり海水リークを検知するための海水漏洩検出装置７５を有している。海水漏洩検出装置７５は、検出用管路７７を介して給水管路２９に連結されている。図１１では、検出用管路７では、１本の流路のように図示されているが、実際には給水管路２９内の系統水を海水漏洩検出装置７５に導く流路と、検出後の系統水を海水漏洩検出装置７５から給水管路２９に戻す流路とからなる。なお、検出後の系統水を海水漏洩検出装置７５から給水管路２９に戻さず、適当な系統を構成する管路に排水することもできる。

海水漏洩検出装置７５は、図１２に示すように、給水管路２９からの系統水の通流方向に対して上流側から、陽イオン除去器６７、陽イオン除去器６７から流出する水中の溶存物つまりアンモニアや海水成分を検出する溶存物検出器７９を順に設けた構成となっている。陽イオン除去器６７は、第３の実施形態で示したものと同じものであり、陽イオン交換樹脂を用いるものと、電解セルを用いるもののいずれの構成のものでも用いることができる。溶存物検出器７９は、海水中の塩酸や塩化物イオンなどの存在を検出するものであるため、第３の実施形態で示したアンモニアセンサと同様のイオンメーター、ｐＨ計、導電率計などを用いている。

ここで、復水器１９で海水リークが生じていない場合、海水漏洩検出装置７５の陽イオン除去器６７に充填した水素イオンを交換器とする陽イオン交換樹脂に、アンモニアが溶解した水を通水すると、第３の実施形態で示した式（３）の反応により、アンモニウムイオンが除去され、陽イオン除去器６７からは純水のみが出る。

一方、復水器１９で海水リークが生じた場合、海水漏洩検出装置７５の陽イオン除去器６７に充填した水素イオンを交換器とする陽イオン交換樹脂に、第３の実施形態で示した式（３）の反応とは別に、海水が混じった水が通水されることにより、次式（７）に示すような反応により、陽イオン交換樹脂の下流から塩酸が流出する。

Ｒ⁻−Ｈ^＋＋Ｎａ^＋＋Ｃｌ⁻ → Ｒ⁻−Ｎａ^＋＋Ｈ^＋＋Ｃｌ⁻ ・・・（７）

ただし、Ｃｌ⁻は塩化物イオン、Ｈ^＋＋Ｃｌ⁻は塩酸である。

したがって、溶存物検出器７９がイオンメーターである場合、系統水中の塩酸つまり塩化物イオンを検出することによって海水の混入つまり海水リークを検知でき、溶存物検出器７９がｐＨ計である場合、系統水中の塩酸により、ｐＨが、海水リークが起こっていないときよりも小さくなることによって海水リークを検知でき、そして、溶存物検出器７９が導電率計である場合、系統水中の塩酸つまり塩化物イオンにより、導電率が、海水リークが起こっていないときよりも大きくなることによって海水リークを検知できる。このように、アンモニウムイオンを除去して海水リークを検知するため、海水漏洩検出装置での海水リークの検知感度の低下を抑制できる。

ところで、還元性窒素化合物の他に、メタノールなどのアルコールを炉水中に注入する場合があるが、メタノールなどのアルコールを炉水中に注入すると、アンモニアの他に、炭酸イオンが復水器１９で凝縮した系統水中に溶解する可能性がある。この場合、炭酸イオンは、陽イオン交換樹脂では除去できないため、炭酸イオンと塩化物イオンとを区別できない。また、炭酸イオンにより導電率も上昇する。このため、アンモニアを除去しても、炭酸イオンの存在により、海水漏洩検出装置７５による海水リークの検知感度が低下してしまう場合がある。

このような問題が生じる場合には、海水漏洩検出装置７５は、図１３に示すように、陽イオン除去器６７と溶存物検出器７９との間に、アルゴンまたは窒素バブリングなどにより系統水に溶解している炭酸を除去する脱気部８１を設けた構成とする。これにより系統水から炭酸を除去することができ、脱気部８１よりも下流側の系統水には塩酸のみが残り、オンセンサ７９が導電率計やイオンメーターであっても、イオンの検出や導電率の上昇によって、海水リークを検知できる。したがって、炭酸イオンの存在による海水リークの検知感度の低下を抑制でき、海水漏洩検出装置７５による海水リークの検知感度を向上できる。

また、海水漏洩検出装置７５では、陽イオン除去器６５が陽イオン交換樹脂を用いたものである場合、充填している陽イオン交換樹脂の吸着容量やアンモニアの負荷量、長期間使用などによって、アンモニアブレークを起こす場合がある。アンモニアブレークを起こすと、アンモニウムイオンの流出によって、海水リークが起こっていなくても、イオンの検出や、導電率の上昇により、海水リークとの誤認や、海水リークを検出できなくなってしまう。

このような問題が生じる場合には、海水漏洩検出装置７５は、図１４に示すように、図１２や図１３で示した溶存物検出器７９を第１溶存物検出器７９とし、第１溶存物検出器７９の下流側に、さらに、溶存物検出器７９側から陽イオン交換樹脂を充填した副イオン除去器８３、第１溶存物検出器７９と同様の第２溶存物検出器８５を順に設けた構成とする。

このような海水漏洩検出装置７５では、海水リークが起きていない場合、陽イオン除去器６７でアンモニウムイオンが除去され、下流には純水が放出されるため第１溶存物検出器７９、第２溶存物検出器８５での変化、例えば導電率の上昇などはない。このとき、陽イオン除去器６７でアンモニアブレークが起きると、第１溶存物検出器７９での変化、例えば導電率の上昇などが起こる。さらに、陽イオン除去器６７から流出したアンモニアは副イオン除去器８３で除去されるため、第２溶存物検出器８５での変化、例えば導電率の上昇などはない。このように、第１溶存物検出器７９では変化を検出し、第２溶存物検出器８５では変化を検出しないという状態から、陽イオン除去器６７でのアンモニアブレークを検知できる。アンモニアブレークを検知した場合には、陽イオン除去器６７のイオン交換樹脂再生操作または陽イオン交換樹脂の交換を行なう。

一方、海水リークが起きた場合、陽イオン除去器６７から塩酸が流出し、副イオン除去器８３では塩酸が除去されないため、第１溶存物検出器７９及び第２溶存物検出器８５の両方で変化、例えば導電率の上昇などが検出されることにより海水リークを検知できる。このとき、陽イオン除去器６７でアンモニアブレークが起きていると、陽イオン除去器６７からはアンモニアが、副イオン除去器８３でからは塩酸が流出することになるため、第２溶存物検出器８５での導電率も上昇するため、第１溶存物検出器７９での変化と第２溶存物検出器８５での変化とが異なる状態となることにより、アンモニアブレークと海水リークを検知することができる。

図１４に示したような構成の海水漏洩検出装置７５の場合、副イオン除去器８３は、陽イオン交換樹脂の代わりに陰イオン交換樹脂を充填した構成にすることもできる。この場合、海水リークが起こっていないとき、第１溶存物検出器７９では変化、例えば導電率の上昇などはなく、第２溶存物検出器８５では変化、例えば導電率の上昇などが検出される。このとき、陽イオン除去器６７でアンモニアブレークが起きると、第１溶存物検出器７９で変化、例えば導電率の上昇などが起こることにより、アンモニアブレークを検知できる。

一方、海水リークが起こったとき、陽イオン除去器６７から塩酸が流出し、流出した塩酸の塩素イオンが副イオン除去器８３で除去されるため、第１溶存物検出器７９では変化、例えば導電率の上昇などが検出され、第２溶存物検出器８５では変化、例えば導電率の上昇などはない。このとき、陽イオン除去器６７でアンモニアブレークが起きると、第１溶存物検出器７９では、アンモニアブレークが起きていないときとは異なる変化、例えば導電率の異なる上昇などが検出され、第２溶存物検出器８５でも第１溶存物検出器７９と同様の変化、例えば導電率の上昇などが起こることによって海水リークを検知でき、また、陽イオン除去器６７でのアンモニアブレークも検知できる。

また、本実施形態では、海水漏洩検出装置７５は、給水管路２９の復水器１９よりも水の通流方向に対して下流側で、低圧復水ポンプ３１と空気抽出器３３との間の部分に設置している。しかし、海水漏洩検出装置７５は、この位置に限らず、例えば復水器１９に直接取り付けたり、給水管路２９の復水器１９と復水脱塩器３７との間の部分の少なくとも一箇所に設置したりできる。

また、第１乃至第５の実施形態で示した構成は、必要に応じて適宜組み合わせて原子力プラントに適用することができる。

また、本発明は、第１乃至第５の実施形態の構成の原子力プラントに限らず、沸騰水型や改良型沸騰水型などの様々な構成の原子力プラントに適用できる。

本発明を適用してなる原子力プラントの第１の実施形態の概略構成を示す図である。本発明を適用してなる第１の実施形態の原子力プラントが有する酸化分解装置の概略構成を模式的に示す縦断面図である。本発明を適用してなる第１の実施形態の原子力プラントが有する酸化分解装置の横断面図である。本発明を適用してなる原子力プラントの第２の実施形態の概略構成を示す図である。本発明を適用してなる原子力プラントの第３の実施形態の概略構成を示す図である。本発明を適用してなる第３の実施形態の原子力プラントに設けた陽イオン除去器の概略構成を示す図である。本発明を適用してなる第３の実施形態の原子力プラントに設けた陽イオン除去器の別の概略構成を示す図である。発明を適用してなる原子力プラントの第３の実施形態における別の構成を示す図である。本発明を適用してなる原子力プラントの第４の実施形態の概略構成を示す図である。本発明を適用してなる第４の実施形態の原子力プラントに設けた復水ろ過器の概略構成を示す図である。本発明を適用してなる原子力プラントの第４の実施形態の概略構成を示す図である。本発明を適用してなる第４の実施形態の原子力プラントに設けた海水漏洩検出装置の概略構成を示すブロック図である。本発明を適用してなる第４の実施形態の原子力プラントに設けた海水漏洩検出装置の別の構成を示すブロック図である。本発明を適用してなる第４の実施形態の原子力プラントに設けた海水漏洩検出装置のさらに別の構成を示すブロック図である。２８８℃の高温水中での３０４型ステンレス鋼の腐食電位とき裂進展速度の関係を示す図である。２８８℃の高温水中に酸素または過酸化水素を添加した場合の３０４型ステンレス鋼の腐食電位と酸素添加濃度または過酸化水素添加濃度依存性を示す図である。

符号の説明

１原子炉圧力容器
３主蒸気管路
５酸化分解装置
７、１７、２３バルブ
９高圧タービン
１１湿分分離器
１３低圧タービン
１５タービンバイパス管路
１９復水器
２１抽気系管路
２５第２給水加熱器
２７第１給水加熱器

Claims

酸化数が負の状態の窒素を含む化合物を原子炉の冷却水中に注入する薬剤注入手段を備えた原子力プラントであり、
核燃料を内包する原子炉圧力容器で発生した蒸気が通流する流路にアンモニアを酸化分解する酸化分解手段を設けたことを特徴とする原子力プラント。
酸化数が負の状態の窒素を含む化合物を原子炉の冷却水中に注入する薬剤注入手段と、核燃料を内包する原子炉圧力容器で発生した蒸気を水に凝縮させる復水器とを備えた原子力プラントであり、
前記復水器で抽出された気体が通流する流路にアンモニアを酸化分解する酸化分解手段を設けたことを特徴とする原子力プラント。
前記酸化分解手段は、アンモニアを吸着する吸着剤と、該吸着剤に吸着されたアンモニアを酸化分解する触媒とからなる触媒部を有することを特徴とする請求項１または２に記載の原子力プラント。
前記酸化分解手段は、前記触媒部よりも蒸気の流れに対して上流側に酸素を供給する酸素供給部を有することを特徴とする請求項３に記載の原子力プラント。
前記酸化分解手段は、前記触媒部を加熱する加熱器を有することを特徴とする請求項３または４に記載の原子力プラント。
酸化数が負の状態の窒素を含む化合物を原子炉の冷却水中に注入する薬剤注入手段と、核燃料を内包する原子炉圧力容器で発生した蒸気を水に凝縮させる復水器とを備えた原子力プラントであり、
前記復水器で凝縮した水を前記原子炉圧力容器に導いて給水する流路の、該復水器で凝縮した水を加熱する給水加熱器よりも水の流れに対して上流側に、陽イオン除去器を設けたことを特徴とする原子力プラント。
前記復水器で凝縮した水を前記原子炉圧力容器に導いて給水する流路の、該復水器で凝縮した水を加熱する給水加熱器よりも水の流れに対して上流側に脱塩器と、前記陽イオン除去器とを設けたことを特徴とする請求項６に記載の原子力プラント。
前記復水器で凝縮した水を前記原子炉圧力容器に導いて給水する流路の、該復水器で凝縮した水を加熱する給水加熱器よりも水の流れに対して上流側に、該復水器で凝縮した水をろ過する復水ろ過器を設け、該腹水ろ過器は、フィルタの１次側に陽イオン交換樹脂が充填されており、前記陽イオン除去器を兼ねることを特徴とする請求項６に記載の原子力プラント。
酸化数が負の状態の窒素を含む化合物を原子炉の冷却水中に注入する薬剤注入手段と、核燃料を内包する原子炉圧力容器で発生した蒸気を水に凝縮させる復水器と、該復水器で凝縮した水を前記原子炉圧力容器に導いて給水する流路に設けられて塩化物イオンを除去する脱塩器とを備えた原子力プラントであり、
前記復水器で凝縮した水を前記原子炉圧力容器に導いて給水する流路の、前記復水器と前記脱塩器との間の部分に、前記復水器で凝縮した水中への海水の漏洩を検出する海水漏洩検出装置を設け、該海水漏洩検出装置は、陽イオン除去器と、該陽イオン除去器よりも海水の漏洩を検出する水の流れに対して下流側に設けられて前記陽イオン除去器から流出する水中の溶存物を検出する溶存物検出部とを備えたことを特徴とする原子力プラント。
前記海水漏洩検出装置は、前記溶存物検出部よりも海水の漏洩を検出する水の流れに対して上流側に設けられて、該海水の漏洩を検出する水の溶存ガスを除去する脱気装置を備えたことを特徴とする請求項９に記載の原子力プラント。
前記海水漏洩検出装置は、前記陽イオン除去器から海水の漏洩を検出する水の流れに対して下流側に向けて順に設けられた前記陽イオン除去器から流出する水中の溶存物を検出する第１の溶存物検出部と、陽イオンまたは陰イオンを除去する副イオン除去器と、該副イオン除去器から流出する水中の溶存物を検出する第２の溶存物検出部とを備えたことを特徴とする請求項９または１０に記載の原子力プラント。