JP2008191026A - タービン系の放射線線量率低減方法及び装置 - Google Patents

Abstract

【課題】タービン系の放射線線量率を低減できること。
【解決手段】沸騰水型原子炉１１へ流れる冷却材中における酸素原子の同位元素の割合を減少させて、放射性窒素Ｎ−１６の標的核となる酸素原子Ｏ−１６の含有量を減少させ、例えば、酸素原子Ｏ−１６及びＯ−１８の含有量を減少させて、酸素原子Ｏ−１７の存在比を高め、また、酸素原子Ｏ−１６及びＯ−１７の含有量を減少させて、酸素原子Ｏ−１７の存在比を高めるものである。
【選択図】 図１

Description

本発明は、沸騰水型原子力発電プラントにおけるタービン系の放射線線量率を低減するタービン系の放射線線量率低減方法及び装置に関する。

沸騰水型原子力発電プラントでは、原子炉内での核反応により、原子炉水（冷却材）中の水の酸素原子Ｏ^１８（以下Ｏ−１８とも記す）及びＯ^１６（以下Ｏ−１６とも記す）から、高エネルギーのガンマ線を放出する放射性炭素^１５Ｃ（以下Ｃ−１５とも記す）及び放射性窒素^１６Ｎ（以下Ｎ−１６とも記す）が以下のように生成される。
［化１］
^１８Ｏ（ｎ、α）^１５Ｃ
^１６Ｏ（ｎ、ｐ）^１６Ｎ

それぞれの半減期は、放射性炭素Ｃ−１５が２．４９秒、放射性窒素Ｎ−１６が７．１３秒である。これらの放射性炭素Ｃ−１５及び放射性窒素Ｎ−１６は、冷却材中で放射線分解物質と反応することにより、炭素化合物または窒素化合物となって蒸気相へ移行し、タービン系へ導かれていく。そして、これらの放射性炭素Ｃ−１５、放射性窒素Ｎ−１６が高エネルギーのガンマ線を放出するために、放射線線量率を低減させる目的で、原子力発電プラントのタービン系は厚い遮へい体で覆われている。

一方、原子炉構造材の応力腐食割れ防止を目的として、冷却材中に水素が注入されている。この水素注入では、放射性窒素Ｎ−１６の化学形態が変化して揮発性となり、蒸気相へ移行しやすくなって、タービン系では通常の水質に比較して５倍程度、放射能濃度が上昇する傾向となる。この弊害を考慮して、原子力発電プラントによっては注入する水素量を制限しているものもある。

この水素注入の弊害を払拭するために貴金属を原子炉構造材に付着させて、少量の水素注入で応力腐食割れ感受性の腐食電位を低下させる方法が、いくつかのプラントで実施されている。しかし、この方法は、水素を注入しない場合に比較して放射線線量率が低下するものではなく、水素を注入しない場合と同程度の放射線線量率を維持するものであり、タービン系の放射線線量率が高いことには変わりない。

タービン系の放射線線量率の低減対策は、主に、放射性窒素Ｎ−１６の主蒸気系への移行をいかに低減させるかが重視されてきた。水素を注入しない通常の水質では、主蒸気系へ移行する放射性窒素の化学形態は、揮発性の高い一酸化窒素（ＮＯ）またはアンモニア（ＮＨ_３）が主であるとされており、この生成を抑制するために、冷却材の水質をコントロールする提案が検討されている（特許文献１参照）。

また、放射性炭素Ｃ−１５は、水素注入時においてタービン系への移行量の増加が認められていないが、高エネルギーのガンマ線を放出することから、原子炉圧力容器の出口では放射線線量率の数十％をしめる可能性がある。この放射性炭素Ｃ−１５の積極的な低減策について、冷却材のｐＨをコントロールすることにより、二酸化炭素の解離度を変化させて可溶性の炭酸イオンに変化させ、放射性炭素Ｃ−１５のタービン系への移行量を低下させる提案がなされている（特許文献２参照）。

また、放射性窒素Ｎ−１６のタービン系への低減については、この放射性窒素Ｎ−１６の半減期が７．１３秒と短いことから、原子炉内での蒸気の保持時間を増加することにより、放射性窒素Ｎ−１６の減衰を利用して、タービン系へ移行する放射能を低減する提案がなされている（特許文献３参照）。
特開２００４−７７３２０号公報 特開平４−１５８２９６号公報 特開平４−２７８４９６号公報

タービン系の放射線線量率を低減させる検討は、水素注入時の注入量を制御することに着目して実施されてきた。また、そのとき対象となる放射性核種は放射性窒素Ｎ−１６であった。その対策として現在実施されている事例は、前述の如く、貴金属を用いるなどによって水素注入の効果を向上させ、水素注入量を低減させることで、タービン系の放射線線量率の上昇を抑制する方法である。しかし、これは水素注入を実施しない場合よりも放射線線量率を低下させるものではない。

また、特許文献３のような放射性窒素Ｎ−１６を減衰させる方法では、放射性窒素Ｎ−１６の半減期が７．１３秒であり、蒸気の移行速度を考慮すると、タービン系の放射線線量率低減は未だ十分なものとはなっていないと考えられる。

また、沸騰水型原子力発電プラントのタービン系は、放射線線量率が高くなることから、コンクリートや鉄板など多量の遮へい体材料を用いてタービン建屋を構築する必要があり、建屋設備が重厚になり、また、運転時のパトロール員の被ばくが懸念されるなどの課題がある。

本発明の目的は、上述の事情を考慮してなされたものであり、タービン系の放射線線量率を低減できるタービン系の放射線線量率低減方法及び装置を提供することにある。

本発明に係るタービン系の放射線線量率低減方法は、沸騰水型原子炉内へ流れる冷却材中における酸素原子の同位元素の割合を変化させて、放射性窒素Ｎ−１６の標的核となる酸素原子Ｏ−１６の含有量を減少させることを特徴とするものである。

本発明に係るタービン系の放射線線量率低減装置は、沸騰水型原子力発電プラントにおけるタービン系へ導かれる蒸気の放射線線量率を測定する放射線線量率測定手段と、原子炉へ導かれる冷却材に、当該冷却材中の放射性炭素が炭酸ガスになることを阻止する炭酸ガス化阻止材を注入する炭酸ガス化阻止材注入手段と、前記放射線線量率測定手段にて測定された放射線線量率に基づき、前記炭酸ガス化阻止材注入手段から注入する炭酸ガス化阻止材量を制御して、前記タービン系へ導かれる蒸気の放射線線量率を目標値以下に調整する制御手段と、を有することを特徴とするものである。

本発明に係るタービン系の放射線線量率低減装置は、沸騰水型原子力発電プラントにおける原子炉内で短半減期の放射性核種が核反応により生成され、この放射性核種のタービン系への移行を低減するために、前記原子炉を構成する原子炉圧力容器に、当該原子炉圧力容器内で蒸気と共に移動する前記放射性核種の滞在時間を増加させる滞在時間増加手段が設置されたことを特徴とするものである。

本発明に係るタービン系の放射線線量率低減方法によれば、沸騰水型原子炉内へ流れる冷却材中における酸素原子Ｏ−１６の含有量を減少させることから、この酸素原子Ｏ−１６が、原子炉内で中性子と核反応することにより生成される放射性窒素Ｎ−１６を減少できる。この放射性窒素Ｎ−１６が高エネルギーのガンマ線を放出するので、この放射性窒素Ｎ−１６の減少により、原子炉内で発生した蒸気が導かれるタービン系の放射線線量率を低減することができる。

また、本発明に係るタービン系の放射線線量率低減装置によれば、原子炉へ導かれる冷却材に、炭酸ガス化阻止材注入手段から冷却材中の放射性炭素が炭酸ガスになることを阻止する炭酸ガス化阻止材が注入されることから、冷却材中の放射性炭素は、大部分が炭酸イオンの化学形態または炭化水素化合物の化学形態となり、炭酸ガスの化学形態で蒸気と共にタービン系へ移行する移行量を減少できる。この結果、特に高エネルギーのガンマ線を放出する放射性炭素を低減することで、タービン系の放射線線量率を低減できる。

更に、本発明に係るタービン系の放射線線量率低減装置によれば、原子炉圧力容器内に、当該原子炉圧力容器内で蒸気と共に移動する放射性核種の滞在時間を増加させる滞在時間増加手段が設置されたことから、炭酸ガスの化学形態となった短半減期の放射性核種を原子炉圧力容器内に滞在させる滞在時間が増加するので、この間に短半減期の放射性核種を減衰させることができる。この結果、タービン系へ移行する短半減期の放射性核種の移行量が減少して、タービン系の放射性線量率を低減することができる。

以下、本発明を実施するための最良の形態を、図面に基づき説明する。但し、本発明は、これらの実施の形態に限定されるものではない。

［Ａ］第１の実施の形態（図１）
図１は、本発明に係るタービン系の放射線線量率低減方法における一実施形態を適用する沸騰水型原子力発電プラントを概略して示す系統図である。

沸騰水型原子力発電プラント１０では、沸騰水型原子炉１１を構成する原子炉圧力容器１２内に炉心１３が収容されている。原子炉圧力容器１２内には、炉心１３の上方に、炉心１３にて発生した蒸気中の水分を分離する気水分離器１４が配設されている。更に、原子炉圧力容器１２内には、気水分離器１４の上方に、この気水分離器１４から導入された蒸気を乾燥させる蒸気乾燥器１５が配設されている。この蒸気乾燥器１５にて乾燥された乾燥蒸気は、原子炉圧力容器１２に形成された主蒸気ノズル１６から主蒸気系１７を経てタービン系１８へ導かれる。

タービン系１８で仕事をした蒸気は、図示しない復水器で復水となり、給水系１９を経て原子炉圧力容器１２内へ冷却材として注入される。原子炉圧力容器１２内の冷却材は、再循環系２０に取り込まれて昇圧され、原子炉圧力容器１２内のジェットポンプ２１によって炉心１３の下部へ導かれる。

なお、図１においてはジェットポンプを適用した原子力発電プラントの例で示したが、インターナルポンプを適用した場合においても同様である。

ところで、原子炉１１の原子炉圧力容器１２内へ流れる冷却材は、酸素原子の同位元素の割合が変化されて、放射性窒素Ｎ−１６の標的核となる酸素原子Ｏ−１６の含有量が低減されている。即ち、上記冷却材は、酸素原子Ｏ−１６及びＯ−１８の含有量が減少されて、酸素原子^１７Ｏ（以下Ｏ−１７とも記す）の存在比（存在率）が高められ、これにより後述のごとく、放射性窒素Ｎ−１６及び放射性炭素Ｃ−１５による高エネルギーのガンマ線の放出が低減される。または、冷却材は、酸素原子Ｏ−１６及びＯ−１７の含有量が減少されて、酸素原子Ｏ−１８の存在比が高められ、これにより後述のごとく、長半減期の放射性核種^１４Ｃ（以下Ｃ−１４とも記す）の生成が低減される。

詳説すると、高エネルギーのガンマ線を放出する放射性窒素Ｎ−１６は、原子炉において冷却材中のＨ_２Ｏの酸素を標的核として以下の反応により生成される。
［化２］
^１６Ｏ（ｎ，ｐ）^１６Ｎ

この冷却材中の水には、酸素原子Ｏ−１６の他に、安定な同位元素として酸素原子^１７Ｏ（以下Ｏ−１７とも記す）、Ｏ−１８が存在する。これらの酸素原子Ｏ−１７、Ｏ−１８の存在比を高めた冷却材を用いることにより放射性窒素Ｎ−１６の生成を低減させることが可能となる。

冷却材中の酸素原子Ｏ−１６を低減することにより、冷却材中で酸素原子Ｏ−１７及びＯ−１８の存在率が増加して、これらを標的核とした放射性核種^１４Ｃ、^１５Ｃが以下の核反応により生成される。
［化３］
^１７Ｏ（ｎ，α）^１４Ｃ 半減期Ｔ１／２＝５７３０ｙｅａｒ・ Ｂｅｔａ崩壊
^１８Ｏ（ｎ，α）^１５Ｃ 半減期Ｔ１／２＝２．４９ｓｅｃ． ５．２９９ＭｅＶ

放射性炭素Ｃ−１４は、放出エネルギーがベータ崩壊により発生するエネルギーであるため低いが、半減期が長い。また、放射性炭素Ｃ−１５は、放出エネルギーが５．２９９ＭｅＶと高く、放射性窒素Ｎ−１６と同一レベルであるが、半減期が２．４９秒と短い特徴を持つ。それぞれの特徴を利用するために、冷却材中で酸素原子Ｏ−１７とＯ−１８の存在率を高めることにより、放射性窒素Ｎ−１６のタービン系１８への移行量を減少させて、タービン系１８の放射線線量率を低減させることが可能となる。

図２は、図１の原子炉へ供給される各種冷却材について、原子炉１１にて発生した蒸気が主蒸気系１７へ移行してからの当該蒸気の放射線線量率の変化を示すグラフである。図２中の実線Ａが、酸素原子Ｏ−１７を９０％含む冷却材の場合、一点鎖線Ｂが、酸素原子Ｏ−１８を９０％含む冷却材の場合、破線Ｃが、通常水質の冷却材の場合、二点鎖線Ｄが、水素注入した水質の冷却材の場合をそれぞれ示す。

酸素原子Ｏ−１７を９０％含む冷却材を用いることにより、放射性炭素Ｃ−１４が主に生成されて、原子炉１１から主蒸気系１７へ移行する蒸気の放射線線量率は、図２の実線Ａに示すように、通常水質の冷却材を用いた場合（図２の破線Ｃ）に比べて１／１０程度となる。また、酸素原子Ｏ−１７を５０％含む冷却材を用いた場合には、図示しないが、主蒸気系１７へ移行する蒸気の放射線線量率は、通常水質の冷却材を用いた場合の１／５程度となる。このように、放射性炭素Ｃ−１４は、放出エネルギーが低いので、原子力発電プラントの全領域にわたって放射線線量率の低減に利用可能となる。

一方、酸素原子Ｏ−１８を９０％含む冷却材を用いることにより、放射性炭素Ｃ−１５が主に生成されて、原子炉１１から主蒸気系１７へ移行する蒸気の放射線線量率は、図２の一点鎖線Ｂに示すように、原子炉１１から移行して約４０秒経過後において、通常水質の冷却材を用いた場合（図２の破線Ｃ）に比べて１／３程度となる。また、酸素原子Ｏ−１８を５０％含む冷却材を用いた場合には、図示しないが、主蒸気系１７へ移行する蒸気の放射線線量率は、原子炉１１から移行して約６０秒経過後において、通常水質の冷却材（図２の破線Ｃ）を用いた場合よりも低くなる。このように、放射性炭素Ｃ−１５は、半減期が短いので、原子炉１１から離れた部位の放射線線量率低減に効果があり、特に、原子炉１１から離れた部位で遮蔽しにくい箇所がある場合に有益である。

実際には、冷却材中において、酸素原子Ｏ−１７の存在比が高い冷却材と、酸素原子Ｏ−１８の存在比が高い冷却材とを適宜混合させて、原子炉１１にて発生する蒸気の放射線線量率を通常水質の冷却材の場合に比べて低下させ、且つ、半減期の長い放射性炭素Ｃ−１４の存在を減少させている。

従って、本実施の形態によれば、次の効果（１）を奏する。

（１）沸騰水型原子炉１１内へ流れる冷却材中における酸素原子Ｏ−１６の含有量を減少させることから、この酸素原子Ｏ−１６が、原子炉１１内で中性子と核反応することにより生成される放射性窒素Ｎ−１６を減少できる。この放射性窒素Ｎ−１６が高エネルギーのガンマ線を放出するので、この放射性窒素Ｎ−１６の減少により、原子炉１１内で発生した蒸気が導かれるタービン系１７の放射線線量率を低減することができる。

［Ｂ］第２の実施の形態（図３〜図５）
図３は、本発明に係るタービン系の放射線線量率低減装置における一実施形態を示す系統図である。この第２の実施の形態において、前記第１の実施の形態と同様な部分は、同一の符号を付して説明を簡略化し、または省略する。

本実施の形態のタービン系の放射線線量率低減装置３０は、主蒸気系１７への放射性核種（例えば放射性炭素Ｃ−１４、Ｃ−１５）の移行を低減するものであり、放射線線量率測定装置としての放射線モニタ３１、薬剤注入手段としての薬液注入系３２、水素注入手段としての水素注入系３３、及び制御手段としての制御装置３４を有して構成される。これらの薬液注入系３２及び水素注入系３３は、炭酸ガス化阻止材注入手段として機能し、後述の如く薬液注入系３２が冷却材に注入する薬液と、水素注入系３３が冷却材に注入する水素が炭酸ガス化阻止材である。

薬液注入系３２は、注入ポンプ３５の起動により薬液タンク３６内の薬液を、原子炉１１へ導かれる冷却材、例えば再循環系（インターナルポンプであっては残留熱除去系等の循環系）２０を流れる冷却材中へ注入して、冷却材のｐＨをアルカリ側に調整するものである。冷却材をアルカリ側にｐＨ調整することで、冷却材中の酸素原子Ｏ−１７、Ｏ−１８から核反応によりそれぞれ生成される放射性炭素Ｃ−１４、Ｃ−１５の化学形態は炭酸イオンとなり、冷却材に溶解して、主蒸気系１７への移行が低減される。

つまり、タービン系１８への放射性炭素Ｃ−１４または放射性炭素Ｃ−１５の移行の形態は、気体である炭酸ガスＣＯ_２であり、これを下記化学式のごとく、溶解性（不揮発性）である炭酸イオン（ＨＣＯ_３ ⁻やＣＯ_３ ^２−）に解離して冷却材に溶解させることにより、主蒸気系１７への移行を低減させる方法である。炭酸ガスの解離は溶液のｐＨに依存し、アルカリ側で溶解が増加する。
［化４］
ＣＯ_２ ＋Ｈ_２Ｏ → ＨＣＯ_３ ⁻ ＋ Ｈ^＋ （ｐＨ高で右に移行）
ＨＣＯ_３ ⁻ → ＣＯ_３ ^２− ＋ Ｈ^＋ （ｐＨ高で右に移行）

冷却材のｐＨをアルカリ側にコントロールすることにより、放射性炭素Ｃ−１４及びＣ−１５は冷却材中に炭酸イオンの形態で溶解し、主蒸気系１７へ移行しにくくなって、タービン系１８の放射線線量率が低減することになる。

実際、図４に示すように、冷却材のｐＨをアルカリ側に制御することによって、主蒸気系１７へ移行する炭酸ガスの移行量は、ｐＨ＝８．５の場合が、ｐＨ＝７の場合に比べて１／１０以下となり、この結果、放射性炭素Ｃ−１４及びＣ−１５のタービン系１８の移行量が低減される。

また、水素注入系３３は、水素注入コントローラ３７の制御により、例えば給水系１９を流れる冷却材に水素を注入するものである。冷却材に水素を注入することで、冷却材中の酸素原子Ｏ−１７、Ｏ−１８から核反応によりそれぞれ生成される放射性炭素Ｃ−１４、Ｃ−１５の化学形態がメタノールなどの炭化水素化合物となり、主蒸気系１７への移行量が低減される。

これは、冷却材中の水素濃度を増加させて、この冷却材中の酸素や過酸化水素を低減させることにより炭素の酸化反応が防止され、これにより、放射性炭素Ｃ−１４及びＣ−１５が、炭酸ガスに比較して蒸気への移行量が少ないメタノールなどの炭化水素化合物の化学形態になるからである。

実際、図５に示すように、水素注入による形態変化によって炭酸ガスの生成量が減少し、炭酸ガスの移行量は、水素注入した冷却材（ＨＷＣ）の場合が、水素注入しない通常水質の冷却材（ＮＷＣ）の場合の１／２程度となっている。この結果、放射性炭素Ｃ−１４、Ｃ−１５が炭酸ガスの化学形態となってタービン系１８へ移行する移行量が低減される。

図３に示すように、放射線モニタ３１は、主蒸気系１７またはタービン系１８（本実施の形態では主蒸気系１７）に設置されて、タービン系１８へ導かれる蒸気の放射線線量率を測定するものである。この放射線モニタ３１による測定信号は、制御装置３４へ送信される。

制御装置３４は、放射線モニタ３１にて測定された蒸気の放射線線量率に基づいて、薬液注入系３２、水素注入系３３へそれぞれ制御信号３８、３９を出力し、薬液注入系３２から冷却材中へ注入する薬液注入量と、水素注入系３３から冷却材中へ注入する水素注入量とをそれぞれ制御する。この制御により、冷却材の水質がオンラインでコントロールされ、放射性炭素Ｃ−１４、Ｃ−１５が炭酸ガスの化学形態で主蒸気系１７へ移行する移行量が低減されて、タービン系１８へ導かれる蒸気の放射性線量率は、目標値以下に自動調整される。

従って、本実施の形態によれば、前記第１の実施の形態の効果（１）と同様な効果を奏するほか、次の効果（２）を奏する。

（２）原子炉１１へ導かれる冷却材に薬液注入系３２から薬液が注入されて冷却材のｐＨがアルカリ側に調整され、また、水素注入系３３から冷却材中へ水素が注入されることから、冷却材中の放射性炭素Ｃ−１４及びＣ−１５は、大部分が炭酸イオンの化学形態または炭化水素化合物の化学形態となり、炭酸ガスの化学形態で蒸気と共にタービン系１８へ移行する移行量を減少できる。この結果、特に高エネルギーのガンマ線を放出する放射性炭素Ｃ−１５を低減させることで、タービン系１８の放射線線量率を低減できる。

尚、本実施の形態においては、薬液注入系３２及び水素注入系３３がともに設置されているものを述べたが、これら薬液注入系３２と水素注入系３３のいずれか一方が設置されているものでもよい。

［Ｃ］第３の実施の形態（図６）
図６は、本発明に係るタービン系の放射線線量率低減装置における他の実施形態が適用された原子炉を示す概略断面図である。この第３の実施の形態において、前記第１の実施の形態と同様な部分は、同一の符号を付して説明を簡略化し、または省略する。

本実施の形態のタービン系の放射線線量率低減装置４０は、原子炉１１内で核反応により生成された短半減期の放射性核種、特に放射性炭素Ｃ−１５が原子炉圧力容器１２内に滞在する時間を増加させて、主蒸気系１７への移行量を低減させるための技術である。放射性炭素Ｃ−１５は、炭酸ガスの化学形態となって、原子炉圧力容器１２内で蒸気と共に移動する。従って、タービン系の放射線線量率低減装置４０では、原子炉圧力容器１２の上部ドーム４１の拡張、炉内構造物への捕獲材４２の設置、及び原子炉圧力容器１２内への障害部材としての邪魔板４３の設置が実施されている。これらの上部ドーム４１、捕獲材４２及び邪魔板４３は、放射性核種、特に放射性炭素Ｃ−１５が原子炉圧力容器１２内に滞在する滞在時間を増加させる滞在時間増加手段として機能する。

つまり、原子炉圧力容器の上部ドーム４１は、原子炉圧力容器１２内での蒸気及び炭酸ガスの滞在時間を増加させるべく、内部空間が拡張して設けられている。例えば、上部ドーム４１の内部空間は、通常の上部ドームに比べて容積が５０％程度増加して設けられ、これにより、原子炉圧力容器１２内での蒸気及び炭酸ガスの滞在時間を２〜３秒程度増加させることが可能となる。

このように、蒸気及び炭酸ガスの滞在時間が２〜３秒程度増加することにより、放射性窒素Ｃ−１５は、半減期が２．４９秒と放射性窒素Ｎ−１６の半減期７．１３秒よりも短いことから、十分に減衰することになる。これにより、原子炉圧力容器１２の主蒸気ノズル１６での蒸気の放射線線量率は、上部ドームの内部空間が拡張されていない場合に比べて１／２程度に低減される。

また、炭酸ガスを捕獲する捕獲材４２は、原子炉圧力容器１２の上方に位置する気水分離器１４や蒸気乾燥器１５等、原子炉圧力容器１２上部の蒸気及び炭酸ガスが通過する部位に配置された炉内構造物に取り付けられ、またはコーティングされる。本実施の形態では、捕獲材４２は蒸気乾燥器１５に設置されている。この捕獲材４２は、例えばモレキュラシーブやゼオライト等が好適である。

この場合には、半減期の短い放射性炭素Ｃ−１５は、炭酸ガスの化学形態となって原子炉圧力容器１２内を蒸気と共に移動するとき、捕獲材４２によって捕獲または捕捉されることになる。放射性炭素Ｃ−１５は、半減期が２．４９秒と非常に短いことから、捕獲材４２に一時的に捕獲された場合にも十分に減衰する。これにより、原子炉圧力容器１２の主蒸気ノズル１６での蒸気の放射線線量率が低減される。

また、邪魔板４３は、原子炉圧力容器１２の上方における蒸気通路に設置され、例えば蒸気乾燥器１５の上部外周に配置される。この場合、炭酸ガスの化学形態の放射性炭素Ｃ−１５は、蒸気と共に邪魔板４３によってその移動が妨げられ、原子炉圧力容器１２内に滞在する時間が増加する。この放射性炭素Ｃ−１５は、半減期が非常に短いことから、原子炉圧力容器１２内での滞在時間が増加することにより十分に減衰する。これにより、原子炉圧力容器１２の主蒸気ノズル１６における蒸気の放射線線量率が低減される。

従って、本実施の形態によれば、前記第１の実施の形態の効果（１）と同様な効果を奏するほか、次の効果（３）を奏する。

（３）原子炉圧力容器１２における上部ドーム４１の内部空間が拡張され、また原子炉圧力容器１２内の例えば蒸気乾燥器１５に炭酸ガスの捕獲材４２が設置され、また原子炉圧力容器１２内の蒸気通路に邪魔板４３が設置されたことから、炭酸ガスの化学形態となった放射性炭素Ｃ−１５を原子炉圧力容器１２内に滞在させる滞在時間が増加するので、半減期の非常に短い放射性炭素Ｃ−１５をこの間に減衰させることができる。この結果、タービン系１８へ移行する放射性炭素Ｃ−１５の移行量が減少して、タービン系１８の放射性線量率を低減することができる。

尚、本実施の形態では、内部空間が拡張された上部ドーム４１、蒸気乾燥器１５に設置された捕獲材４２、蒸気乾燥器１５の周囲に設置された邪魔板４３の全てが設けられるものを述べたが、これらのうちの少なくとも一つが設けられているものでもよい。

本発明に係るタービン系の放射線線量率低減方法における一実施形態を適用する沸騰水型原子力発電プラントを概略して示す系統図。 図１の原子炉へ供給される各種冷却材について、原子炉にて発生した蒸気が主蒸気系へ移行してからの当該蒸気の放射線線量率の変化を示すグラフ。 本発明に係るタービン系の放射線線量率低減装置における一実施形態を示す系統図。 図１の原子炉へ供給されるｐＨの異なる冷却材について、原子炉にて発生する炭酸ガスの主蒸気系への移行量を示すグラフ。 図１の原子炉へ供給される水素注入量の異なる冷却材について、原子炉にて発生する炭酸ガスの主蒸気系への移行量を示すグラフ。 本発明に係るタービン系の放射線線量率低減装置における他の実施形態が適用された原子炉を示す概略断面図。

符号の説明

１０ 沸騰水型原子力発電プラント
１１ 原子炉
１２ 原子炉圧力容器
１３ 炉心
１５ 蒸気乾燥器（炉内構造物）
１７ 主蒸気系
１８ タービン系
１９ 給水系
２０ 再循環系
３０ タービン系の放射線線量率低減装置
３１ 放射線モニタ（放射線線量率測定手段）
３２ 薬液注入系（薬剤注入手段）
３３ 水素注入系（水素注入手段）
３４ 制御装置（制御手段）
４０ タービン系の放射線線量率低減装置
４１ 上部ドーム（滞在時間増加手段）
４２ 捕獲材（滞在時間増加手段）
４３ 邪魔板（滞在時間増加手段、障害部材）

Claims (13)

1. 沸騰水型原子炉内へ流れる冷却材中における酸素原子の同位元素の割合を変化させて、放射性窒素Ｎ−１６の標的核となる酸素原子Ｏ−１６の含有量を減少させることを特徴とするタービン系の放射線線量率低減方法。
2. 前記冷却材は、酸素原子Ｏ−１６及びＯ−１８の含有量を減少させて、酸素原子Ｏ−１７の存在比を高めることを特徴とする請求項１に記載のタービン系の放射線線量率低減方法。
3. 前記冷却材は、酸素原子Ｏ−１６及びＯ−１７の含有量を減少させて、酸素原子Ｏ−１８の存在比を高めることを特徴とする請求項１に記載のタービン系の放射線線量率低減方法。
4. 前記冷却材のｐＨをアルカリ側に制御して、酸素原子Ｏ−１７、Ｏ−１８からそれぞれ生成される放射性炭素Ｃ−１４、Ｃ−１５の化学形態を炭酸イオンにし、前記冷却材中に溶解させることを特徴とする請求項１乃至３のいずれかに記載のタービン系の放射線線量率低減方法。
5. 前記冷却材に水素を注入して、酸素原子Ｏ−１７、Ｏ−１８からそれぞれ生成される放射性炭素Ｃ−１４、Ｃ−１５の化学形態を、炭化水素化合物にすることを特徴とする請求項１乃至４のいずれかに記載のタービン系の放射線線量率低減方法。
6. 沸騰水型原子力発電プラントにおけるタービン系へ導かれる蒸気の放射線線量率を測定する放射線線量率測定手段と、
   原子炉へ導かれる冷却材に、当該冷却材中の放射性炭素が炭酸ガスになることを阻止する炭酸ガス化阻止材を注入する炭酸ガス化阻止材注入手段と、
   前記放射線線量率測定手段にて測定された放射線線量率に基づき、前記炭酸ガス化阻止材注入手段から注入する炭酸ガス化阻止材量を制御して、前記タービン系へ導かれる蒸気の放射線線量率を目標値以下に調整する制御手段と、を有することを特徴とするタービン系の放射線線量率低減装置。
7. 前記炭酸ガス化阻止材注入手段は、原子炉へ導かれる冷却材に、当該冷却材のｐＨを調整するための薬剤を炭酸ガス化阻止材として注入する薬剤注入手段であることを特徴とする請求項６に記載のタービン系の放射線線量率低減装置。
8. 前記炭酸ガス化阻止材注入手段は、原子炉へ導かれる冷却材に、炭酸ガス化阻止材としての水素を注入する水素注入手段であることを特徴とする請求項６に記載のタービン系の放射線線量率低減装置。
9. 前記炭酸ガス化阻止材注入手段は、原子炉へ導かれる冷却材に、当該冷却材のｐＨを調整するための薬剤を炭酸ガス化阻止材として注入する薬剤注入手段と、
   原子炉へ導かれる冷却材に、炭酸ガス化阻止材としての水素を注入する水素注入手段と、であることを特徴とする請求項６に記載のタービン系の放射線線量率低減装置。
10. 沸騰水型原子力発電プラントにおける原子炉内で短半減期の放射性核種が核反応により生成され、この放射性核種のタービン系への移行を低減するために、
    前記原子炉を構成する原子炉圧力容器に、当該原子炉圧力容器内で蒸気と共に移動する前記放射性核種の滞在時間を増加させる滞在時間増加手段が設置されたことを特徴とするタービン系の放射線線量率低減装置。
11. 前記滞在時間増加手段は、内部空間が拡張して構成された原子炉圧力容器の上部ドームであることを特徴とする請求項１０に記載のタービン系の放射線線量率低減装置。
12. 前記滞在時間増加手段は、原子炉圧力容器の上方に位置する炉内構造物に具備されて、放射性核種を捕獲する捕獲材であることを特徴とする請求項１０に記載のタービン系の放射線線量率低減装置。
13. 前記滞在時間増加手段は、原子炉圧力容器内の蒸気通路に配設されて、放射性核種の移動を妨げる障害部材であることを特徴とする請求項１０に記載のタービン系の放射線線量率低減装置。

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