JP2020126073A - 原子炉冷却材系の脱ガス装置 - Google Patents

Abstract

【課題】原子炉冷却材から放射性ガスおよび水素ガスを除去する方法を提供する。【解決手段】原子力発電所の原子炉冷却材系の抽出水流から溶存した水素ガスと核分裂ガスを除去するため、接触器４６、真空発生装置、液体出口導管６２、およびガス出口導管から成るインライン溶存ガス除去膜装置を適用する。【選択図】図２

Description

本発明は、広くは原子力発電所の原子炉冷却材から溶存ガスを除去する方法に関連し、より詳細には、原子炉冷却材を膜に通し、真空に引いてガスを抽出することにより冷却材から溶存水素と核分裂ガスを除去する装置に関連する。

加圧水型原子炉の停止中、原子炉冷却材系を原子炉容器フランジより下方の原子炉容器冷却材出口ノズルの中心面までドレンする慣行がある。この中心面は、同ノズルにつながり、蒸気発生器に至る「ホットレグ」配管の中心面と一致する。このドレンにより、原子炉停止中のポンプ、蒸気発生器、支持構造物および他の一次系機器の検査、試験および保守が可能となる。

原子炉運転中、原子燃料中の核分裂反応により発生される核分裂ガスの一部（例えば、キセノンやクリプトン）は原子炉冷却材系に入り込み、原子炉冷却材に溶け込む。原子炉を停止させ、燃料交換や保守作業を開始する前に、発電所の保守および検査要員が過度に放射線被ばくしないように、また、火花によって格納容器雰囲気中の空気と水素の可燃性混合気体が爆発する可能性を減らすために、放射性ガスと水素の濃度を低下させる必要がある。

原子炉冷却材には、従前より、原子炉冷却材系につながる体積制御タンクによる脱ガス処理が行われている。一般に、原子炉冷却材系は主として原子炉容器、蒸気発生器、原子炉冷却材ポンプ、および連結配管などの原子力蒸気供給系機器を含む。体積制御タンクは化学体積制御系の一部であり、溶存水素と放射性ガスを原子炉冷却材から体積制御タンクの気相部へ勢いよく放出させる脱ガス動作モードを有する。そのようなシステムの一例は、米国特許第４，６４７，４２５号に記載されている。

抽出フローと呼ぶ比較的少量の原子炉冷却材は、原子炉冷却材系から分流されて化学体積制御系を通される。この流れは、まず冷却され、混合床式脱塩装置で浄化され、ろ過されて溶存しているイオン性または浮遊粒子状物質が除去され、体積制御タンクに送られる。

米国特許第４，６４７，４２５号は、原子炉冷却材の効果的な脱ガス処理に要する時間を短縮する、化学体積制御系による処理の仕方の改良を提案する。同特許によって提案された方法は、原子炉冷却材系の真空脱ガス法である。この方法は、原子炉冷却材系をホットレグのほぼ中間点までドレンすることと、ドレン操作中、原子炉冷却材系を開口部のない状態に保つことから成る。蒸気発生器の一次側で急速に蒸発した原子炉冷却材はその後還流される。上記特許で用いられた用語「急速に蒸発した原子炉冷却材」は、雰囲気圧力の低下によって急速に蒸発し気相に移行した液体冷却材を意味する。「還流」は、復水し冷却することである。原子炉冷却材の本流と還流された原子炉冷却材は、原子炉冷却材を冷やすための残留熱除去系を循環される。原子炉冷却材からガスを吸い出すために原子炉冷却材系を真空に引く。原子炉冷却材系をドレンするステップにより、ドレン時、開口部のない原子炉容器と原子炉冷却材が不完全な真空状態になることが望ましい。真空が不完全な状態でも、原子炉冷却材系の一般温度では原子炉冷却材は十分に沸騰するため、このドレンステップ時にガスが離脱する。

図１に、現在用いられている真空脱ガスシステム１０の先行技術実施形態を示す。抽出水流はこのシステムに入口１２から流入し、脱ガスカラム容器１６の入口１４に導かれた後、スプレーヘッド１８から同容器内へ流入する。同容器の真空引きは、脱ガス真空ポンプ３６により管路２０を通じて行われる。蒸発しない余分な原子炉冷却材はダイヤフラム式排水ポンプ２２によって同容器から排出されるが、排水ポンプ２２が発生させる脈流を平滑化するための脈流緩衝器２４が使用される。排水ポンプ２２により吸引された冷却材は、システムに還流させるか廃棄するための保持タンク２６に排出される。脱ガスカラム容器１６の中で冷却材から分離された水蒸気および非凝縮性ガスは、混入している冷却材を取り除くためのデミスター２８に通した後、蒸気凝縮器３０へ送られるが、蒸気凝縮器の中では、入口３２と出口３４を介して蒸気凝縮器に流入し流出する冷水と熱交換関係に置かれる。その後放射性ガスと水素は、真空ポンプ３６により脱ガス分離器３８へ吸引される。分離された冷却材はその後、脱ガス分離器ポンプ４０によって吸引され、保持タンク２６へ排出される。放射性ガスと水素は、脱ガス分離器３８の気相部から原子力発電所の放射性廃ガス系４２へ排気される。保守作業に先立って残存する水素と放射性ガスを取り除くために、窒素パージライン４４が設けられている。

この伝統的な方法は、大型の真空ポンプ、複数の機器（例えば、脱ガスカラム、移送ポンプ、分離器容器、接続配管、弁類、および計装）を運転するための有意な量のエネルギーだけでなく有意な建屋スペースと支援系統（例えば、冷却／冷凍水）を必要とする。したがって、これらのシステムには長年の実績があるものの、設計を簡素化し、システムの作動に必要なエネルギーおよびシステムを収容するために必要な建屋スペースを減らし、システムの資本および保守コストを減少させるようなさらなる改善が望ましい。

上記およびその他の目的は、原子炉冷却材から放射性ガスと水素ガスを除去するための原子力発電所サブシステムによって達成される。このサブシステムは、ハウジング内を入口室と出口室に分割する膜を収納する接触器を備えており、この膜は、放射性ガスと水素ガスを入口室から出口室へ通過させるが、原子炉冷却材が出口室へ通り抜けるのを阻止する細孔を有する。出口室を真空に引くための真空発生装置が出口室に接続されている。脱ガスされた原子炉冷却材を所望の場所へ運ぶために、入口室の出口ノズルに液体出口導管が接続されている。同様に、放射性ガスと水素ガスを原子力発電所の廃ガス系へ運ぶために、出口室の出口ノズルにガス出口導管が接続されている。

１つの実施形態において、比較的少量の不活性ガスパージ流を出口室に供給するために、出口室に「スイープ」ガス系統が接続されており、この不活性ガスは窒素が望ましい。スイープガスは、真空引きと相まって、膜の溶存ガス除去効率を高め、必要とされる接触器の数を最小限に抑える。さらに別の実施態様において、接触器のハウジングは並列に接続された複数の接触器ハウジングから成る。接触器のハウジングを直列に接続する別の実施態様もある。さらに別の実施態様において、接触器のハウジングは複数の接触器ハウジングから成り、少なくともその一部は並列に接続され、その並列に接続された接触器ハウジングの一部は複数の接触器ハウジングのうちの他の少なくとも１つと直列に接続されている。さらに別の実施態様において、接触器はスイープガスを用いずに作動可能であるが、別の接触器を直列および／または並列に接続する必要がある。

本発明の詳細を、好ましい実施態様を例にとり、添付の図面を参照して以下に説明する。

先行技術の真空脱ガスシステムの配置図を示す。

図１のシステムの一部（点線で囲った範囲内）を更新した本発明の構成機器の１つの実施態様の配置図を示す。

出力の品質をさらに向上させるために図２のシステムの並列に配置された２つの接触器ハウジングに１つの接触器ハウジングを直列に追加した配置図を示す。

本発明は、原子炉冷却材から溶存ガスを取り除くために既知で定評のあるガス膜技術を利用するものである。この技術は、一部の用途において既知であり、実績があるが、過去に提案され、米国特許第４，６４７，４２５号の「背景」の先行技術評価部分に記載された別の原子炉脱ガスシステムから分かるように、以前、原子炉システムの一次冷却材と界面接触する微酸性の放射性溶液の処理を目的として利用されたことはない。

本発明によると、それぞれがガス膜を収納する１つ以上の別の「接触器」が、所望の流れとガス除去の度合いに合わせるべく、必要に応じて直列および／または並列に配置される。主として溶存水素と放射性ガス（即ち、キセノンとクリプトン）を含む液体が比較的低圧で接触器に流入し、膜から所望レベルに脱ガスされた状態で流れ出る。膜壁の微細な孔を通して液体から溶存ガスを吸引するために膜のガス側を真空に引く。さらに、真空側には、溶存ガスの除去を促進するために少量の不活性ガス（例えば、窒素）のスイープガスを流す。このガス流により、必要な接触器の数が最小限に抑えられる。入口と出口の溶存水素分析器により膜の性能を監視する。このようなシステムを図２と図３に示す。図２では２個の接触器４６が並列につながれているが、必要とされる流量を処理する必要性に応じて１個、３個、４個またはそれ以上の接触器を並列につなげばよいことを理解すべきである。図３では、脱ガスされた冷却材流に残存する可能性があるガスの量をさらに減らすために、図２に示したような並列の２個の接触器に加え、それらの出口に直列に第３の接触器がつながれている。

図２に戻ると、抽出水流は入口１２からシステム内へ流入し、入口導管４８を通って接触器４６のそれぞれの入口５０に分配される。真空ポンプ５４がガス出口５２の膜のガス側を真空に引き、窒素供給源５８が少量の不活性ガス（望ましくは窒素）の流れをガス入口５６へ導入する。「不活性ガス」とは、廃ガス系統に放出されたとき、冷却材から吸い出されたガス（即ち、放射性ガスまたは水素）と反応して、望ましくない、または危険な気体混合物を生成することがないガスを意味する。例えば、ヘリウムガスを用いることはできるが、酸素を用いてはならない。接触器４６内の膜の細孔は、冷却材がガス出口５２の方へ通過しないように十分に小さく、しかしながら水素および放射性ガスが膜を通過できるように十分に大きいものである。この種の接触器は市販されており、一例を挙げると、ノースカロライナ州シャーロット市のメンブラーナ社から入手できるＬｉｑｕｉ−Ｃｅｌがある。脱ガスされた冷却材はその後、接触器４６の出口６０から流出し、出口導管６２によって保持タンク２６に運ばれ、同タンクから原子炉系統に還流されるか、廃棄される。リサイクルまたは廃棄が必要な大量のガスを含む冷却材を処理するために、必要とされる数の接触器４６を並列に配置することができる。抽出された水素および放射性ガスならびに窒素スイープガスはその後、真空ポンプ５４によって発電所の放射性廃ガス系４２へ循環される。窒素供給源５８はまた、保守作業に備えてシステムのガス出口側をパージするべく、窒素ガスをガスラインに供給する。保守作業の前に接触器および配管の液体側を洗浄するために混じりけのない脱塩水の供給源４４が設けられている。

図３は、並列の接触器４６に加えて１個の接触器４６が直列に配置されている点を除き図２と同じであり、このもう１段の脱ガスステージが系統を出る冷却材の純度を向上させる。このプロセスの有効性を監視するために本システムのいたるところに検出器が設けられている。

本発明の特定の実施態様について詳しく説明してきたが、当業者は、本開示書全体の教示するところに照らして、これら詳述した実施態様に対する種々の変更および代替への展開が可能である。したがって、ここに開示した特定の実施態様は説明目的だけのものであり、本発明の範囲を何らも制約せず、本発明の範囲は添付の特許請求の範囲に記載の全範囲およびその全ての均等物である。

Claims (4)

1. 原子炉冷却材から放射性ガスおよび水素ガスを除去する方法であって、
   原子炉冷却材の一部を分流させて並列に接続された第１の接触器と第２の接触器の各々の入口室の入口に通すステップであって、並列に接続された当該第１の接触器と当該第２の接触器の各々は第３の接触器に直列に接続されており、さらに当該第１、第２および第３の接触器の各々に収納された膜によって当該第１、第２および第３の接触器の内部は入口室と出口室に分けられており、さらに当該膜の各々は放射性ガスと水素ガスを当該入口室から当該出口室へ通過させるが、原子炉冷却材が当該出口室へ通過するのを阻止する細孔を有することを特徴とするステップと、
   比較的少量の、ヘリウムである不活性ガスのスイープ流を前記出口室へ供給するステップと、
   当該出口室に真空発生装置を接続するステップと、
   当該出口室を真空に引くステップと、
   当該出口室のガスを廃ガス系へ運ぶステップと、
   脱ガスされた当該原子炉冷却材の一部を当該入口室の出口から所望の場所へ運ぶステップを具備する方法。
2. 複数の接触器のハウジングのそれぞれの入口室が並列に接続されている請求項１の方法。
3. 前記原子炉冷却材の一部を分流させるステップが原子力発電所の運転停止中に行われる請求項１の方法。
4. 検出器を用いて、前記第１、第２および第３の接触器によって前記原子炉冷却材から放射性ガスおよび水素ガスを除去することの有効性を監視するステップを含む、請求項１記載の方法。