JP3143058B2 - 原子力プラント及び過酸化水素分解装置並びに原子力プラントの検査作業方法 - Google Patents
原子力プラント及び過酸化水素分解装置並びに原子力プラントの検査作業方法Info
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Description
原子力プラントの検査作業方法に関するものである。
の一つとして沸騰水型原子炉(以下BWRと呼ぶ)があ
る。この沸騰水型原子炉プラントは、図2に示されてい
るように、核燃料を炉心5に装備した圧力容器6と、こ
の圧力容器内で発生した蒸気にて駆動されるタービン7
と、タービンからの排出蒸気を圧力容器に戻す系統、す
なわち排出蒸気を復水する復水器8、復水浄化器3、給
水ポンプ9、熱交換器10とを備え、また復水浄化器3
に復水貯蔵タンク2が接続されている。
含まれる鉄などの腐食生成物の除去が行われるが、除去
効率が低下した場合には樹脂の洗浄が行われる。この洗
浄には一般に水を使った物理的洗浄あるいは薬品を使っ
た化学的洗浄が採用されている。いずれの洗浄にして
も、この樹脂の洗浄には大量の水が使われることから、
通常、復水貯蔵タンク2内の原子炉水が使用されてい
る。
炉水として、原子炉の定期検査時に持ち込まれるものが
ある。すなわち、原子炉の定期検査時に、例えば燃料交
換を行うため原子炉ウェル1に原子炉水が貯められ、諸
検査終了後その原子炉水が抜かれる。この抜き取られた
水が復水貯蔵タンク2へ持ち込まれるまでの経路の概略
が図3に示されている。
12へ直接通すか、あるいはサプレッションプール11
に一旦落としてから放射性廃棄物処理系12を通して復
水貯蔵タンク2に持ち込まれる。この経路を取ると原子
炉運転中に生成した過酸化水素は放射性廃棄物処理系1
2で分解されるため復水貯蔵タンク2の貯蔵水の過酸化
水素濃度は小さくなり、過酸化水素は問題とならない。
検査時においては貯蔵水の過酸化水素濃度が問題になる
ことはないのであるが、しかし、定期検査の時間を短縮
することなどを目的として、直接原子炉水を復水貯蔵タ
ンク2に直接持ち込む場合がある。この場合には貯蔵水
の過酸化水素濃度が高くなり、この貯蔵水を使って復水
浄化器の樹脂の洗浄を行うと過酸化水素により樹脂の性
能が低下する恐れがあった。
目的とするところは、定期検査の時間を短縮することが
可能で、かつ樹脂性能が低下する恐れのない原子力プラ
ントおよび原子力プラントの運転方法を提供するにあ
る。
料を炉心装備した圧力容器と、原子炉に設けられている
原子炉ウェルと、復水を貯蔵する復水貯蔵タンクとを備
え、原子炉検査作業時に、前記原子炉ウェル内に原子炉
水が満たされ、所定の作業後その原子炉水が前記復水貯
蔵タンクに持ち込まれるように形成されている原子力プ
ラントにおいて、前記復水貯蔵タンクに、タンク内水に
含まれている過酸化水素を分解する過酸化水素分解装置
を設けるとともに、前記原子炉ウェル内の原子炉水を復
水貯蔵タンクに持ち込むに際し、前記原子炉水を直接前
記復水貯蔵タンクに持ち込み、その後、前記過酸化水素
分解装置にて復水貯蔵タンク内の原子炉水を過酸化水素
分解処理するようにし所期の目的を達成するようにした
ものである。
系統に、過酸化水素を分解する過酸化水素分解装置を設
け、かつ前記原子炉ウェル内の原子炉水を排出するに際
し、前記原子炉水を直接前記復水貯蔵タンクに持ち込
み、復水貯蔵タンクの原子炉水排出系統に設けられてい
る過酸化水素分解装置にて原子炉水を過酸化水素分解処
理するようにしたものである。
を、着脱自在でかつ移動可能に形成するようにしたもの
である。またこの過酸化水素分解装置に過酸化水素分解
反応の金属触媒を担持した触媒を使用するようにしたも
のである。また、過酸化水素分解装置に、PtとRuと
RdとPdの内少なくとも1つをアルミナあるいはシリ
カに担持した触媒を使用するようにしたものである。
プラントであると、諸検査終了後原子炉ウェル内の原子
炉水を復水貯蔵タンクに持ち込むに際し、原子炉水が直
に復水貯蔵タンクに持ち込まれるので、その原子炉水の
抜取り作業時間は短縮され、かつこの復水貯蔵タンクの
貯蔵水を使って復水浄化器の樹脂の洗浄を行っても、復
水貯蔵タンクあるいは復水貯蔵タンクと復水浄化器を接
続する配管に過酸化水素分解装置が設置されていること
から、この過酸化水素分解装置で貯蔵水の過酸化水素が
分解され、貯蔵水の過酸化水素濃度を低くすることがで
き、したがって、定期検査の時間を短縮することが可能
で、かつ過酸化水素による樹脂の性能低下を充分防止す
ることができるのである。
発明を詳細に説明する。図1にはその原子力プラントの
原子炉水排出(循環)系統の要部が示されている。1が
原子炉ウェルであり、原子炉検査作業時には、この原子
炉ウェル内に原子炉水が満たされ、所定の検査あるいは
作業を行った後、この原子炉水は復水貯蔵タンク2に持
ち込まれるように形成されている。なお3は復水浄化器
であり、4は過酸化水素分解装置である。
内水に含まれている過酸化水素を分解する過酸化水素分
解装置が設置されており、そして前記原子炉ウェル内の
原子炉水を復水貯蔵タンクに持ち込むに際し、原子炉水
は直接この復水貯蔵タンクに持ち込まれ、その後、過酸
化水素分解装置にてこの持ち込まれた原子炉水が過酸化
水素分解処理されるのである。
蔵水に含まれる過酸化水素は過酸化水素分解装置で分解
され、貯蔵水の過酸化水素濃度を十分低減できるので、
貯蔵水を使って復水浄化器3の樹脂の洗浄を行っても過
酸化水素による樹脂の性能低下をおこさない。
の過酸化水素分解装置4設置の第2の実施例を示す。す
なわち、復水貯蔵タンク2と復水浄化器3を接続する配
管(流通路)Aに過酸化水素分解装置4を接続した構成
を持つ。この構成によれば復水浄化器3に持ち込む貯蔵
水に含まれる過酸化水素を過酸化水素分解装置4で分解
することにより貯蔵水の過酸化水素濃度を十分低減でき
るので、貯蔵タンクに直接持ち込まれた貯蔵水を使って
復水浄化器3の樹脂の洗浄を行っても過酸化水素による
樹脂の性能低下はおこらない。また、この構成によれば
必要な量の貯蔵水だけを過酸化水素分解装置4に通すこ
とになるので通水量を少なくできる。さらにこれにより
触媒を効率良く使うことができる。
の過酸化水素分解装置4設置の第4の実施例を示す。こ
の図は復水貯蔵タンク2に過酸化水素分解装置4の上流
側を接続し、復水浄化器2と復水貯蔵タンク2に過酸化
水素分解装置4の下流側を接続するという構成を持つ。
本構成によれば復水貯蔵タンク2の貯蔵水の過酸化水素
の分解を進める一方で、復水貯蔵タンクの貯蔵水の過酸
化水素濃度が一定値以下になっていない時に復水浄化器
2の樹脂の洗浄が必要になった時は過酸化水素分解装置
4を通して直接復水浄化器2に貯蔵水を送ることができ
る。この構成により復水浄化器2に過酸化水素濃度の低
い貯蔵水を送ることができるので、貯蔵水を使って復水
浄化器3の樹脂の洗浄を行っても過酸化水素による樹脂
の性能低下をおこさない。
4は常設にしても良いし、着脱自在にして移動可能なも
のとしても良い。移動可能な装置にすれば複数の原子炉
を持つ原子力発電所では使い回しができる。
13を使って説明する。過酸化水素分解装置の第1の例
を図7に示す。この図はポンプ101と管に触媒を通水
しても管から出ないように充填した触媒充填塔102を
配管で接続した構成を持つ。ポンプ101と触媒充填塔
102の順番は逆でもよい。触媒としてはアルカリや粉
状白金、パラジウム、二酸化マンガン、微細な粉末(例
えばガラスの破片)などが上げられる。ポンプ101に
より強制的に復水貯蔵タンク2の貯蔵水を触媒充填塔1
02を通すことにより強制的に過酸化水素を分解できる
ので復水貯蔵タンク2の貯蔵水の過酸化水素濃度を低減
できる。
す。図8は図7のポンプ101と触媒充填塔102を接
続する配管に通水する水を加熱できる加熱器103を接
続する構成を持つ。加熱器103は触媒充填塔の上流側
に有ればよい。また触媒充填塔102自体にヒーターを
つけても良い。この構成により触媒に通す貯蔵水の温度
を高くすることにより、触媒を活性化させることができ
る(図15参照)のでより強制的に過酸化水素を分解で
きるので復水貯蔵タンク2の貯蔵水の過酸化水素濃度を
低減できる。
す。この図はポンプ101と加熱器103を接続する配
管にステンレスのメッシュを長手方向に垂直方向に貼っ
た、ステンレスメッシュ管104を接続する構成を持
つ。過酸化水素は粗雑な固体面に接触することにより容
易に分解するので、ポンプ101により強制的にステン
レスメッシュ管を復水貯蔵タンク2の貯蔵水を通すこと
により強制的に過酸化水素を分解できるので復水貯蔵タ
ンク2の貯蔵水の過酸化水素濃度を低減できる。
示す。この図は前記の触媒を通水できる容器に入れた触
媒充填容器106に容器内の水と容器外の水を強制的に
循環させることができる撹拌装置105を接続した構成
を持つ。復水貯蔵タンク2に設置し、撹拌装置105に
より貯蔵水を強制的に触媒充填容器106の内外を循環
させることにより復水貯蔵タンク2の貯蔵水に含まれる
過酸化水素を分解させれば過酸化水素濃度を低減するこ
とができる。
示す。図11は図8の触媒充填塔102の後に過酸化水
素濃度測定手段107を配管で接続し、過酸化水素濃度
測定手段107の下流側に、通水液の流れ先を手動ある
いは自動で決めることができる分岐弁108を接続し分
岐弁108の下流側の一方をこの過酸化水素濃度測定手
段107とポンプ101の上流側を配管に接続した構成
をもつ。この構成によれば触媒充填塔102をでた貯蔵
水の過酸化水素濃度が十分低いものとなっているかを確
認でき、さらに十分低くなっていなければ分岐弁108
で通水液の流れ先を触媒充填塔102の上流側に戻すこ
とができるので確実に過酸化水素濃度を低減できる。
示す。図12は図8に過酸化水素濃度測定手段107を
並装する構成を持つ。この過酸化水素濃度測定手段10
7は触媒充填塔よりも上流側にある配管あるいは復水貯
蔵タンク2にあればよい。この構成によれば過酸化水素
濃度測定手段107により復水貯蔵タンク2の貯蔵水の
過酸化水素濃度を測定し過酸化水素濃度が高い時にポン
プ101で貯蔵水を触媒充填塔102に送ることによ
り、必要に応じて過酸化水素分解装置2を作動させるこ
とができる。
示す。図13は図11に過酸化水素濃度測定手段107
aを並装する構成を持つ。この構成によれば、過酸化水
素濃度測定手段107aの測定結果に基づき必要に応じ
て過酸化水素分解装置2を作動することができかつ、過
酸化水素濃度測定手段107bの測定結果に貯蔵水を触
媒充填塔102に必要な回数だけ通水することにより確
実に過酸化水素濃度を低減できる。第6の例あるいは第
7の例の方法をとれば必要な時だけ触媒を使うことがで
きるので、触媒の劣化を防止できる。
装置4で、PtとRuとRdとPdの内少なくとも1つ
をアルミナあるいはシリカに担持した触媒を使用するこ
とが適切である。この触媒はPtとRuとRdとPdを
アルミナやシリカなどの担持させることにより過酸化水
素を含む溶媒と白金属元素の接触面積を大きくすること
を特徴としている。この内、ルテニウムをアルミナに担
持した触媒の例を図15に示す。ここで滞留時間とは
102の高さ)/(溶媒流速) により求められる時間で、過酸化水素と触媒の接触時間
に対応する。図14より滞留時間が40秒程度で過酸化
水素の8割り以上が分解することがわかる。また、室温
(25℃)でも十分過酸化水素を分解できることがわか
る。図15に他の触媒との比較を示す。ここで縦軸のk
は過酸化水素分解反応の反応速度定数で上記の滞留時間
と次式の関係を持つ。
の残留割合)))/k(過酸化水素残留割合)=(触媒
を通す前の過酸化水素濃度)/(触媒を通した後の過酸
化水素の濃度) したがって、kが大きいほど滞留時間が短い、すなわち
効率良く過酸化水素を分解できる。図15よりルテニウ
ムをアルミナに担持した触媒は低い温度でも効率よく過
酸化水素を分解できることがわかる。また通水液を加熱
することによりさらに効率良く過酸化水素を分解できる
ことがわかる。
化水素分解装置を備えた原子力プラントであると、過酸
化水素分解装置の設置により復水浄化器の樹脂の洗浄に
使う復水貯蔵タンクの貯蔵水の過酸化水素濃度を十分小
さくできるので過酸化水素による樹脂の性能低下を防止
でき、また原子炉の定期検査時に貯めた原子炉ウェルの
原子炉水を抜くとき、原子炉水を直接復水貯蔵タンクに
持ち込むことができるため、原子炉の定期検査期間を短
縮することができる。
RdとPdの内少なくとも一つを担持したアルミナある
いはシリカを触媒として使用することにより効率良く過
酸化水素を分解できる。触媒充填塔の上流側に過酸化水
素濃度測定手段を設置しその測定結果を基に過酸化水素
分解装置を作動させることにより過酸化水素分解装置で
使用する触媒を無駄なく利用できる。触媒充填塔の下流
側に過酸化水素濃度測定手段を設置しその測定結果を基
に通水液下流か充填塔の上流に流すかを判断するという
操作を行うことにより、より確実に過酸化水素濃度を低
減できる。
ば、原子炉の定期検査あるいは原子炉内諸作業時間を短
縮することが可能で、かつ原子炉水を洗浄する樹脂の性
能が低下することのない原子力プラントを得ることがで
きる。
環)系統の要部を示す系統線図である。
統線図である。
系統の要部を示す系統線図である。
タンクに持ち込む時の系統線図である。
子炉水排出(循環)系統の要部系統線図である。
子炉水排出(循環)系統の要部系統線図である。
図である。
ク図である。
ク図である。
ック図である。
ック図である。
ック図である。
ック図である。
特性図である。
を示す特性図である。
器、4…過酸化水素分解装置、5…炉心、6…圧力容
器、7…タービン、8…復水器、9…給水ポンプ、10
…熱交換器、11…サプレッションプール、12…放射
性廃棄物処理系、101…ポンプ、102…触媒充填
塔、103…加熱器、104…ステンレスメッシュ管、
105…撹拌装置、106…触媒充填容器、107,1
07a,107b…過酸化水素濃度測定手段、108…
分岐弁。
Claims (13)
- 【請求項1】 核燃料を炉心装備した圧力容器と、原子
炉に設けられている原子炉ウェルと、復水を貯蔵する復
水貯蔵タンクとを備え、原子炉検査作業時に、前記原子
炉ウェル内に原子炉水が満たされ、所定の作業後その原
子炉水が前記復水貯蔵タンクに持ち込まれるように形成
されている原子力プラントの検査作業方法において、 前記復水貯蔵タンクに、タンク内水に含まれている過酸
化水素を分解する過酸化水素分解装置を設けるととも
に、前記原子炉ウェル内の原子炉水を復水貯蔵タンクに
持ち込むに際し、前記原子炉水を直接前記復水貯蔵タン
クに持ち込み、その後、前記過酸化水素分解装置にて復
水貯蔵タンク内の原子炉水を過酸化水素分解処理するよ
うにしたことを特徴とする原子力プラントの検査作業方
法。 - 【請求項2】 核燃料を炉心装備した圧力容器と、原子
炉に設けられている原子炉ウェルと、復水を貯蔵する復
水貯蔵タンクとを備え、原子炉検査作業時に、前記原子
炉ウェル内に原子炉水が満たされ、所定の作業後その原
子炉水が前記復水貯蔵タンクに持ち込まれるように形成
されている原子力プラントの検査作業方法において、 前記復水貯蔵タンクの原子炉水排出系統に、過酸化水素
を分解する過酸化水素分解装置を設け、かつ前記原子炉
ウェル内の原子炉水を排出するに際し、前記原子炉水を
直接前記復水貯蔵タンクに持ち込み、復水貯蔵タンクの
原子炉水排出系統に設けられている過酸化水素分解装置
にて原子炉水を過酸化水素分解処理するようにしたこと
を特徴とする原子力プラントの検査作業方法。 - 【請求項3】 核燃料を炉心装備した圧力容器と、原子
炉ウェルと、復水を貯蔵する復水貯蔵タンクと、復水を
浄化する復水浄化装置を備え、原子炉停止時に、前記原
子炉ウェル内に原子炉水が満たされ、所定の検査作業後
その原子炉水が前記復水貯蔵タンクに持ち込まれるよう
に形成されている原子力プラントにおいて、 前記復水貯蔵タンクに、過酸化水素分解装置を設置し、
復水貯蔵タンク内の原子炉水を過酸化水素分解処理する
ようにしたことを特徴とする原子力プラント。 - 【請求項4】 核燃料を炉心装備した圧力容器と、原子
炉ウェルと、復水を貯蔵する復水貯蔵タンクと、復水を
浄化する復水浄化装置を備え、原子炉停止時に、前記原
子炉ウェル内に原子炉水が満たされ、所定の検査作業後
その原子炉水が前記復水貯蔵タンクに持ち込まれるよう
に形成されている原子力プラントにおいて、 前記復水貯蔵タンクと復水浄化器とを結んでいる通水路
に、過酸化水素分解装置を設置し、原子炉水の過酸化水
素分解処理を復水貯蔵タンクの後流側で行うように形成
したことを特徴とする原子力プラント。 - 【請求項5】 核燃料を炉心装備した圧力容器と、原子
炉ウェルと、復水を貯蔵する復水貯蔵タンクと、復水を
浄化する復水浄化装置を備え、原子炉停止時に、前記原
子炉ウェル内に原子炉水が満たされ、所定の検査作業後
その原子炉水が前記復水貯蔵タンクに持ち込まれるよう
に形成されている原子力プラントにおいて、 前記復水貯蔵タンク部に過酸化水素分解装置を設置する
とともに、この過酸化水素分解装置の上流側を復水貯蔵
タンクに接続し、かつ過酸化水素分解処理の下流側を復
水浄化器あるいは復水浄化器と復水貯蔵タンクの両者に
接続するように形成したことを特徴とする原子力プラン
ト。 - 【請求項6】 核燃料を炉心装備した圧力容器と、原子
炉ウェルと、復水を貯蔵する復水貯蔵タンクと、復水を
浄化する復水浄化装置を備え、原子炉停止時に、前記原
子炉ウェル内に原子炉水が満たされ、所定の検査作業後
その原子炉水が前記復水貯蔵タンクに持ち込まれるよう
に形成されている原子力プラントにおいて、 前記原子炉ウェルと復水貯蔵タンクとを接続する配管
に、ポンプの上流側を接続し、前記ポンプ下流側と過酸
化水素分解反応の触媒を充填した触媒充填塔の上流側を
接続し、前記触媒充填塔の下流側と配管の上流側を接続
し、前記配管の下流側を前記復水貯蔵タンクに接続した
過酸化水素分解装置を備えていることを特徴とする原子
力プラント。 - 【請求項7】 核燃料を炉心装備した圧力容器と、原子
炉ウェルと、復水を貯蔵する復水貯蔵タンクと、復水を
浄化する復水浄化装置を備え、原子炉停止時 に、前記原
子炉ウェル内に原子炉水が満たされ、所定の検査作業後
その原子炉水が前記復水貯蔵タンクに持ち込まれるよう
に形成されている原子力プラントにおいて、 前記原子炉ウェルと復水貯蔵タンクとを接続する配管
に、ポンプの上流側を接続し、前記ポンプ下流側と過酸
化水素分解反応の触媒を充填した触媒充填塔の上流側を
接続し、前記触媒充填塔の下流側と配管の上流側を接続
し、前記配管の下流側を前記復水浄化器に接続した過酸
化水素分解装置を備えていることを特徴とする原子力プ
ラント。 - 【請求項8】 核燃料を炉心装備した圧力容器と、原子
炉ウェルと、復水を貯蔵する復水貯蔵タンクと、復水を
浄化する復水浄化装置を備え、原子炉停止時に、前記原
子炉ウェル内に原子炉水が満たされ、所定の検査作業後
その原子炉水が前記復水貯蔵タンクに持ち込まれるよう
に形成されている原子力プラントにおいて、 前記復水貯蔵タンクの貯蔵水液面下に排水ポンプの上流
側を接続し、前記ポンプ下流側と過酸化水素分解反応の
触媒を充填した触媒充填塔の上流側を接続し、前記触媒
充填塔の下流側と配管の上流側を接続し、前記配管の下
流側を復水浄化器あるいは前記復水浄化器と前記復水貯
蔵タンクに接続して形成された過酸化水素分解装置を備
えていることを特徴とする原子力プラント。 - 【請求項9】 前記復水貯蔵タンクあるいは前記触媒充
填塔の上流側の配管に過酸化水素濃度を測定する手段を
備え、前記過酸化水素測定手段の測定に基づき前記ポン
プの動作を調整するように形成した請求項6,7または
8記載の原子力プラント。 - 【請求項10】 前記触媒充填塔の下流側に過酸化水素
濃度を測定する手段を備え、前記過酸化水素測定手段の
下流側の配管に通水液を分岐する分岐弁を備え、前記分
岐弁の下流側の一方を触媒充填塔の上流側を配管で接続
し、前記過酸化水素測定手段の測定に基づき前記分岐弁
で通水液の行き先を調整するように形成した請求項6,
7,8または9記載の原子力プラント。 - 【請求項11】 配管の上流側を復水貯蔵タンクの貯蔵
水液面下、若しくは原子炉ウェルと復水貯蔵タンクとを
接続する配管に接続し、前記配管の下流側に ポンプの上
流側を接続し、前記ポンプ下流側と過酸化水素分解反応
の触媒を充填した触媒充填塔の上流側を接続し、前記触
媒充填塔の下流側と配管の上流側を接続し、前記配管の
下流側を復水貯蔵タンクに接続するようにしたことを特
徴とする過酸化水素分解装置。 - 【請求項12】 前記復水貯蔵タンクあるいは前記触媒
塔の上流側の配管に過酸化水素濃度を測定する手段を備
え、前記過酸化水素測定手段の測定結果に基づき前記ポ
ンプの動作を調整するようにしてなる請求項11記載の
過酸化水素分解装置。 - 【請求項13】 前記触媒塔の下流側に過酸化水素濃度
を測定する手段を備えるとともに、前記過酸化水素測定
手段の下流側の配管に通水液を分岐する分岐弁を備え、
前記分岐弁の下流側の一方を触媒充填塔の上流側を配管
で接続し、前記過酸化水素測定手段の測定結果に基づき
前記ポンプの動作を調整するようにしてなる請求項11
記載の過酸化水素分解装置。
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Publication Number | Publication Date |
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JPH09257992A JPH09257992A (ja) | 1997-10-03 |
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DE102005038415B4 (de) | 2005-08-12 | 2007-05-03 | Areva Np Gmbh | Verfahren zum Reinigen von Wässern nukleartechnischer Anlagen |
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1996
- 1996-03-21 JP JP08064174A patent/JP3143058B2/ja not_active Expired - Fee Related
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