JPH01102396A - 直接サイクル型原子力プラント - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 ［産業上の利用分野］本発明は直接サイクル初原子カプ
ラント及びその運転方法及びそれに用いられる燃料棒に
関するもので、放射性窒素原子”Ｎのキャリーオーバー
に起因する主水蒸気系及びタービン系の線量率低減に関
する。

［従来の技術］ 沸騰水型原子炉、新型転換炉（ＡＴＲ）などのような直
接サイクル型原子炉では炉心の核分裂反応熱により原子
炉で発生した水蒸気により直接タービンを駆動するが、
炉心で原子炉炉水（以下、炉水と称す）の水分子中の酸
素原子が中性子照射により放射化される結果生成する放
射性の窒素原子１１Ｎのキャリーオーバーがタービン系
線量率の原因となる。”Ｎによるタービン系の線量率は
主水蒸気管の表面線量率にして数Ｒ／ｈになるが、以下
の２つの点で低減が必要である。

（１）原子炉運転中の点検作業時の放射線被曝低減。

（２）原子力発電所敷地境界における線量率規制（スカ
イシャイン規制）。

上記の目的のため従来は第２図に示すように、主水蒸気
管９の両側及び上部を鉄板１４により遮蔽してきたが、
原子炉における”Ｎの発生及び放出を抑制する面からの
対策は現象そのものの理解が進んでいなかったために行
なおれていなかった。

我が国の原子炉で適用されているような応力、材料面で
の鋭敏化ステンレス鋼の応力腐食割れ防止策が施されて
いないプラントでは、水素注入により原子炉炉水中の酸
素濃度の低減策が広く適用されつつあるが、その場合、
第３図に示すように水素注入量を増すにつれ、主水蒸気
中の”Ｎ濃度が増加するという問題が見出されており、
上記のスカイシャインがらみで水素注入が実施できない
プラントもある。水素注入による１１′Ｎ増加のメカニ
ズムも明らかにされていない。このために例えば特開昭
５７−１９４３９９号公報あるいは特開昭６２−１５１
７９７号公報に記載された原子カプラントが提案されて
いる。

［発明が解決しようとする問題点］ 上記従来技術のうち、特開昭５７−１９４３９９号公報
記載のものは、Ｎ２を除去する装置を設けたものである
。しかし、実質的に”ＮはＮ２の化学形態では存在せず
、Ｎｏ８の形態で水蒸気中に随伴してくる。従って、Ｎ
２除去装置では該１″Ｎを効果的に除去することは側底
不可能である。

又、特開昭６２−１５１７９７号公報記載のＮ２ガス注
入装置の場合は、１４Ｎ　Ｈ，と１　Ｉ　Ｎ　Ｈ３の同
位体交換反応効率が悪いという欠点がある。

ところで、タービン系の”Ｎは従来から鉄板による遮蔽
が唯一の対策であったがこれには以下に示すような問題
がある。

（１）ｌＩＮから放出されるガンマ線のエネルギーは６
〜７　Ｍ　ｅ　Ｖと高く、そのため遮蔽に必要な鉄板の
厚さは１５０ｍｍ程度となる。したがって、主水蒸気管
及びタービン本体を蔽う鉄板の全重量は数百トンにも及
び、タービン建屋自体をそうした重量物を支えうる構造
にする必要上、耐震、耐荷重面で非常に厳しい設計上の
制約を受けることになる。

（２）定検時、主水蒸気系配管、タービンは解体補修さ
れるが、このとき遮蔽鉄板は重いものであるほど、作業
性が著しく劣悪になる。

（３）水素注入を行う場合、第３図で見たように線量率
は通常の５倍程度まで増加しうる。遮蔽強化によって線
量率低減を図る場合、上記で示した重量等の制約により
、場合によってはタービン建屋そのものの大がかりな改
造まで対策に含める必要がある。

以上量したように遮蔽強化による”Ｎ線量率低減策は様
々な面で本質的な対策になり得ない。

そこで本発明では原子炉炉水中で生成する１″Ｎが主水
蒸気系に移行する絶対量を低減することを目的とする。

［問題点を解決するための手段］ 上記目的は、直接サイクル型原子力プラントにおける原
子炉圧力容器内で核反応によって炉水中に発生した放射
性窒素酸化物が該炉水から水蒸気中へ移行するのを抑制
する手段を設けることにより達成される。

［作用］ 本発明は第一には、１″Ｎが半減期７．２秒で非放射性
の酸素原子に変換するという性質を用いる。

すなわち、”Ｎを半減期に相当する時間あるいはそれ以
上の時間、圧力容器内の液相あるいは固相に保持するこ
とができれば、それだけで主水蒸気中の１＠Ｎを半分以
下の濃度にすることができる。

液相あるいは固相への保持手段は以下の発見に基づいて
いる。すなわち、 （１）本発明者らは、”Ｎの主水蒸気系へのメカニズム
を明らかにするため第４図に示すような実験装置を製作
した。すなわち、オートクレーブ１７の中にあらかじめ
窒素、水素を溶存させ所定の温度に達した後、ガンマ線
で照射し、水素及び窒素が水の放射線分解生成物と反応
する結果生成するアンモニア濃度を測定した。結果は、
１５．６０．１００．１５０．２００℃の各温度に対し
て第５図〜第９図の丸印で示す通りである。

（２）ここで得られた実験結果に対して本発明者らは文
献調査及び実験結果の考察に基づき、第５図に示す主要
成分から成る反応スキームを見出し、表１に示す全体で
７５反応の反応速度定数を用いて、コンピュータにより
数値シミュレーションを行った。その結果を第６図〜第
１０図の実線で示す。シミュレーションの結果と実測値
は全温度範囲でファクタ２程度で一致した。また、低温
でのアンモニアの濃度増加が飽和傾向を持つのに、２０
０℃では直線的な増加傾向になるなどの傾向も良く一致
している。

（３）同じ反応スキームを用いて欧米プラントの水素注
入実験時のタービン系”Ｈの濃度上昇率をシミュレート
した結果を第１１図に示す６通常のプラントの実測値に
対して計算値は上昇の比率及び上昇が始まる炉心入り口
水素濃度に付いて実測値と良く一致しており、ここで与
えた反応スキームは１６Ｎの線量率評価モデルとして十
分に現実的なものであるといえる。

（４）第１１図に示した結果から新たに得られた知見は
、タービン系に移行する”Ｎの化学形態は大部分一酸化
窒素であって従来から考えられていたようにアンモニア
ではな）１ということである。

このことを成分相互の関連を示した第５図により説明す
る。

炉心で水分子中の酸素原子から形成された”Ｎは水の放
射線分解生成物のうちの水素原子と反応してＮＨに、さ
らに、還元されて最終的にアンモニアになるが、この経
路の速度定数は相対的に遅いため、ＮとＯＨが反応して
できるＮＯが”Ｎから最初に形成される主成分である。

Ｎｏは比較的安定であり、また気体でもあるので水蒸気
中に放出される。

一方、雰囲気が酸化性である場合はＮＯはＯＨラジカル
等により酸化されて不揮発性の亜硝酸、゛硝酸等に変換
される。水素を注入しない通常運転時は８割程度の”Ｎ
は硝酸として水中に保持される。水素を注入すると注入
された水素から、Ｈ，＋　　ＯＨ−４Ｈ＋　　Ｈ，Ｏ・
・−・・−（１）によって形成される水素原子により硝
酸が亜硝酸に変換され、これと平衡するＮｏ濃度が増加
し、従って、１１Ｎの主水蒸気中濃度も増加する。但し
。

水素原子濃度は水素注入により直ちに増加するわけでは
無く、ある濃度に達するまでは専ら、Ｈ＋　　Ｏ，→　
ＨＯ，・・・・・・・・・・・・・・・・・・（２）Ｈ
＋　　Ｈ２Ｏ２−＋　　Ｈ，Ｏ＋　　ＯＨ・−（３）に
より酸素、過酸化水素との反応に消費されるため酸素、
過酸化水素濃度が十分に低くなるまでは増加しない。こ
れを第１１図に併せて示した。水素原子濃度の増加が顕
著になりだすところがら線量率が上昇し始めていること
が分かる。以上をまとめると、 （１）　ｘｓ　Ｎは１６Ｎｏの化学形態で主水蒸気中に
放出される。

（…）水素原子濃度が増加すると口Ｎｏ放出量が増える
。

したがって、１ｔ″Ｎの低減は以下の手段により達成さ
れる。すなわち。

■水素原子濃度を減らすか、ＯＨラジカル濃度を増やし
Ｌ　Ｇ　Ｎ　Ｏの水中平衡濃度を低減する。

■ｌ　ｍ　Ｎ　Ｏを何らかの添加成分と反応させ分子状
でない成分に変換する。

■Ｌ　＠　Ｎ　Ｏを水中で一定時間以上吸着材に捕捉し
おく。

■化学的な性質の等しい１４Ｎｏ濃度を予め高めておき
、気液平衡関係から液相から１１ＮＯの水蒸気相への移
行（放出）を抑制する。

以上の対策は、炉心部からセパレータ出口の間の領域の
みで有効であればよい、すなわち、二相流部はセパレー
タ出口までであり、セパレータ出口において液相中に保
持された”Ｎはその化学形態の如何にかかわらず一次系
を循環するうちに放射性壊変により安定な”Ｏになるの
で主水蒸気系の線量率への影響は無くなる。すなわち、
セパレータまでの流路において”Ｎの液相から気相への
移行を上記（ｉ）及び（ｉｉｉ）の手段により平均的に
遅らせてやれば、主水蒸気系の１１Ｎ低減が達成できる
。

以下、特に水素原子濃度低減、あるいはＯＨ濃度増加と
いう点から考えられる対策の有効性を示す。ココテは、
Ｎ０１Ｎｏ、、Ｎｏ、°を例トシテ選択し、解析により
″６Ｎｏ低減効果を評価する。

第１２図〜第１４図はここで選んだ成分の注入量を変え
た時の水蒸気中の１＠Ｎｏ濃度、炉水中の酸素、過酸化
水素、硝酸、亜硝酸濃度の計算値を示したものである。

いずれの場合も炉心入口濃度にして１０−６〜１０”’
ｍｏｌ／ｌの濃度に保持すれば約−桁１６ＮＯ濃度が低
減できることがわかる。さらに、酸素、過酸化水素の低
減効果も期待できることが分かる。一方で、ｌ　Ｏ−’
ｍｏｌ／１程度まで注入すると硝酸、亜硝酸が高濃度に
なり、また酸素の濃度も増えだすので、あまり大量の注
入には問題があることが分かる。以上の結果は次のよう
に解釈できる。すなわち、注入した成分が水の放射線生
成物と反応する結果、ＮＯの濃度が増加する過程で１例
えば。

ＮＯ，−＋　　Ｈ−＞　　Ｎｏ　　＋　　０Ｈ−−−・
（４）Ｎｏ、　　＋　　Ｈ→　ＮＯ！−＋　　Ｈ”・・
・（５）などの反応により水素原子の平衡濃度が低下し
Ｈ＋　　ＯＨ４Ｈ，Ｏ・・（６） などの反応も進行しにくくなり相対的にＯＨラジカルの
濃度も増加する。したがって炉心で生成した”Ｎが”　
Ｎ　ＯＩｔｓ、、　ｆｔ　ッ”Ｃモ。

”Ｎｏ　　＋　　ＯＨ４Ｈ”　　＋”Ｎｏ、−・・−（
７）によって亜硝酸の形態をとりやすく、−度亜硝酸に
なると。

”Ｎｏ□−＋　　Ｈ→　”Ｎｏ　　＋ＯＨ−・−（８）
の反応は水素原子濃度が低いので進行しにくくなる。以
上のようにして”Ｎｏの平衡濃度が低くなるので主水蒸
気中のＬ　＠　Ｎ　Ｏ濃度も低減することになる。一方
、過酸化水素や酸素濃度が減るのは、ＮＯ２−＋　Ｈ，
Ｏ，−）　Ｎｏ３”　＋　Ｈ，０−（９）などの反応に
よると考えられる。

次にＮ２を注入した場合の解を第１５図に示す。

Ｎ２の場合は上記３種の化合物程顕著な効果は無い。こ
れは、Ｎ２は部分的にＮｏ、Ｎｏ２などに変化するが効
率的ではなくＮ、のまま水蒸気へ抜けていく割合が高い
ためと考えることができる。効率′的ではないがＮ２の
場合、入手し易く、安価である。

この他にも水素原子と速い反応速度を持つ成分には銀イ
オン、クロム酸、銅などがあり、これらの成分の炉水中
の添加によっても同様の”ＮＯ低減効果が期待できる。

以上の結果から、本発明において、水素原子を低減する
のに最も有効な方法はＮＯ２又はＮＯ２”を注入する方
法である。

水素原子濃度を減らす代りにＯＨラジカル濃度を増やし
ても、 １６ＮＯ＋○Ｈ→１６ＮＯ□°＋Ｈ９・・・・・・・・
・（１０）の反応により１ＧＮｏ濃度を低減することも
可能である。その例としてＮ２０、Ｈ２Ｏ２注入した時
の解析結果を第１６図、第１７図に示す。それぞれの注
入成分は、 Ｎ、Ｏ＋ｅ−、＋Ｈ，○→Ｎ、　＋ＯＨ＋○Ｈ−・−・
−（１１）Ｈ，Ｏ，→　２０　Ｈ・・・・・・（１２）
の反応により水中のＯＨラジカル濃度を増加する作用を
有する。図から、ＯＨラジカル濃度の増加も”Ｎｏ低減
に一定の効果があることが分かる。

Ｈ，Ｏ，注入はさほど大きな効果として現われていない
が、これは炉心に達するまでに熱分解して酸素に変わり
炉心で気相に抜けてしまうためである。

従って過酸化水素注入は炉心になるべく近い所から行う
のがよい。上式中のｅ−１，は水和電子と呼ばれるもの
で水の放射線分解により照射下で常に存在しているもの
である。過酸化水素も照射下で常に存在しているので過
酸化水素の分解反応（１２）を、例えば白金あるいは遷
移金属などの触媒を用いて促進することによりＯＨラジ
カル濃度を増すことが可能である。

第１８図は通常の過酸化水素の分解速度を横軸に示した
数値倍した時の１１　Ｎ　Ｏ濃度を示したもので顕著で
は無いが、低減効果が現われている。

上述した水素原子濃度を減少させる方法又はＯＨラジカ
ル濃度を増加させる方法は水素が多量に存在する条件下
では好ましくない。それは添加した成分が水素原子と反
応するため水素注入による溶存酸素濃度低減効果が損な
われるためである。

原子炉内では水の放射線分解により水素が発生するが、
本発明では少なくともこのような自然に発生する水素量
に抑えた条件下で実施するのが特に好ましい。

本発明は次のような方法によっても”Ｎの抑制を達成す
ることが出来る。即ちｋ”Ｎが１６　Ｎｏの形で放出さ
れることが分かっているので、Ｎｏと化学反応をして不
揮発性のものに変換させる成分。

例えばＮｏと錯体を作るＦｅＳＯ４などを炉水に添加す
ることによっても”Ｎ低減が可能である。

また、ｐｂｏ、、ケイ酸アルミニウム、活性炭などの窒
素酸化物の吸収、吸着材料を炉水中に添加するか、炉心
廻りの材料表面に被覆する等の手段により、”Ｎ低減が
可能となる。

［実施例］ 以下１本発明の一実施例を第１図により説明する。第１
図では注入するときの直接型原子力プラントの概略構成
を示したもので、■硝酸注入装置１は給水系７、炉浄化
系６．制御棒冷却装置１２゜炉内計装管１１．炉心緊急
冷却系８などに接続される。これらの注入点は原則的に
はどこを選んでも効果は同一であり、どれか−ケ所で良
いが、先に言及したように過酸化水素のように炉心４に
至るまでに何等かの要因により形態が変化しやすいもの
については、注入点は制御捧冷却装ｒ！ｉ１２、炉内計
装管１１のように炉心４に近い点が望ましい。注入成分
は一次冷却系内での蓄積が期待できるので最初から大量
の注入をする必要は無く、硝酸、亜硝酸、過酸化水素な
ど注入する成分に対応するモニタ量をモニタ装置１３で
測定し、主水蒸気配管９の表面線量率の変化から最適な
注入率、注入量に設定すれば良い。Ｎｏ、Ｎ、Ｏなと窒
素酸化物を注入する場合はオフガス系にＮＯｘが放出さ
れるのでＮＯｘ処理装置を備えた方が良いこともある。

第１９図は液体注入装置の概要をブロック図で示したも
ので、硝酸、亜硝酸、過酸化水素などを含む水は貯留タ
ンク２６に保存され、注水ポンプ２５により原子炉−次
系配管２７に注入される。

硝酸、亜硝酸を用いる場合は対応する窒素酸化物のガス
で２６内の水中に硝酸、亜硝酸を形成させた上で注入す
る。硝酸、亜硝酸等を注入した場合、毎時０．３〜ｌＮ
ｍ３／ｈのＮｏが放出される。

従って、注入量はこの損失分に見合う量で良く、１日最
大２０〜３ＯＮｍ３で済む、注入率は弁２４の開度を変
えることなどにより制御することができる。

第２０図は硝酸及び亜硝酸の濃度を測定するモニタシス
テムを示したもので、原子炉−次系配管２２からサンプ
ルされた水は一部をバイパスさせながら、残りを高圧定
流量ポンプ３ｏ、分離カラム３１、導電率計３２から成
るイオンクロマトグラフ装置に流し、硝酸及び亜硝酸を
分離、定量する。

第２１図はＮＯの吸着材あるいは吸収材などを注入する
場合の注入装置の構成を示したもので。

粉末状の吸着材、吸収材は容器３６内に保存され適宜貯
留タンク３７に供給される。貯留タンク３７内では添加
成分が沈殿するのを防ぐため、スター５３８により水が
攪拌される。この懸濁水は第１９図で示した溶液注入装
置同様、加熱され原子炉−次系配管２２に注入される。

第２２図は水の放射線分解の結果生成する過酸化水素の
分解を促進するための方法を示したもので、燃料棒被覆
管４０の外表面に白金、遷移金属などの過酸化水素の分
解触媒層４１を形成するものである。過酸化水素の分解
のための触媒を利用する方法としては、この他、分解触
媒粉末を炉水中に分散させても良い。

上記実施例によれば、線量率を約１０分の１程度に低減
できるので、従って、次のような有益な結果をもたらす
利点がある。

（１）タービ建屋の原子炉運転中点検作業時の放射線被
曝低減が可能、　　　　　　　　　　　１（２）タービ
ン廻りの遮蔽用鉄板の軽量化または撤廃による作業能率
の向上及びタービン建屋設計強度の緩和が可能。

（３）タービン建屋の非管理区域化による定検作業時の
能率が向上。

（４）Ｍ子カプラント敷地境界における線量率低減のた
め、これまでのプラント１基の敷地内に４〜５基のプラ
ントの建設が可能。

また、窒素酸化物の添加の場合は、炉水中の酸素、過酸
化水素の低減効果もあるので材料の耐腐食性の点でも有
利である。

［発明の効果コ 本・発明によれば、直接サイクル型原子力プラントの運
転中において、炉水の水分子中の酸素原子が中性子照射
によって放射化されて生成する放射性窒素原子”Ｎの、
原子炉から主蒸気系への、更にはタービン系へのキャリ
ーオーバーを著しく抑制することができ、線量率の大幅
な低減が可能である。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例を示す図、第２図はタービン
廻りの遮蔽用鉄板の配置を示す図、第３図は沸騰水型原
子炉における水素注入時のタービン系の線量率変化を示
す図、第４図は窒素溶存水の放射線分解を評価するため
に製作した実験装置のブロック図、第５図は窒素化合物
間の関連を示す図、第６図〜第１０図は水に窒素と水素
を添加したときに水中に生成するアンモニア濃度の実測
値とコンピュータによる数値シミュレーションの結果を
併せて示したもので、第６図から順に水温１５．６０，
１００，１５０．２００℃の結果を示す図、第１１図は
沸騰水型原子炉の水素注入実験時のタービン系のｉ＠　
Ｎ　Ｏの増加率の計算値を実測値及び炉水中の水素原子
の濃度の計算値と比較して示した図、第１２図〜第１６
図は各種窒素酸化物、窒素分子を注入したときの水蒸気
中の１＠ＮＯ濃度、炉水中の酸素、過酸化水素、硝酸及
び亜硝酸の濃度変化を示す図で、注入成分は第１２図か
ら順に、Ｎｏ、Ｎｏ、、ＮＯ□−１Ｎ、、Ｎ２０の場合
を示す図、第１７図は過酸化水素を注入したときの主水
蒸気中の”　Ｎ　Ｏ１度、炉水中の酸素及び過酸化水素
の濃度変化を示す図、第１８図は過酸化水素の分解反応
を速めたときの主水蒸気中の１６　Ｎ　Ｏ濃度。 炉水中の酸素および過酸化水素の濃度変化を示す図、第
１９図は溶液の注入装置を示す図、第２０図は亜硝酸、
硝酸濃度のモニタ装置を示す図、第２１図は粉末状の成
分を添加するための装置を示す図、第２２図は過酸化水
素の分解を促進するための手法を示す図である。 １・・・注入装置、２・・・圧力容器、３・・・ＮＯｘ
処理装置、４・・・炉心、５・・・再循環配管、６・・
・炉浄化系、７・・・給水配管、８・・・緊急炉心冷却
系、９・・・主水蒸気配管、１０・・・タービン、１１
・・・炉内計装管、１２・・・制御棒冷却系、１３・・
・水質モニタ装置、１４・・・遮蔽鉄板、１５・・・ガ
ンマ線源、１６・・・ヒーター、１７・・・オートクレ
ーブ、１８・・・水質測定装置、１９・・・送液ポンプ
、２０・・・溶液貯留タンク、２１・・・ガンマ線照射
室、２２・・・原子炉−次系配管、２３・・・熱交換器
、２４・・・流調弁、２５・・・送液ポンプ、２６・・
・溶液貯溜槽、２７・・・窒素酸化物ガスボンベ。 ２８・・・弁、２９・・・熱交換器、３０・・・高圧ポ
ンプ、３１・・・分離カラム、３２・・・電導率針、３
３・・・イオンクロマトグラフ、３４・・・熱交換器、
３５・・・送液ポンプ、３６・・・触媒、吸着材充填槽
、３７・・・溶液貯溜タンク、３８・・・スターシー、
３９・・・燃料ペレ第１図 ｔ３−７ｋ　’ｆモニク孜直 第２図 ｑ−−一工蒸’Ａ配管 第４図 １５−ｆｆ’ンマ未芝燻 １６−−−ヒーター ｌ０−１ 解、引時間（ｓ） 第７図 ！Ｊ吟間（ｓ） 第８　図 照射時間（ｓ） 第９図 照射縛間（Ｓ） 第１ＯｒｊＪ 照射時間（ｓ） 第１Ｉ図 実効水素う農度（ｐＰｂ） 丈戸＋（入口水素う農産＜ｍｏｔ／ｌ）躬１２図 １ｉｒａ入口Ｎ０４１Ｍ　　Ｃｍｏｌ／ｌ）第１３図 丈Ｐｃへ〇Ｎｏｚ′／ｌ／ｌ’Ｃｍｏｒ／ｌ）第７４１
１Ｅ 炉Ｃ入ロＮ０ｔ−ラ豊度（ｍｏ　Ｉ／ｒ　）ＨＩＡ１５
ｒｊ：Ｊ 丈戸・Ｑ　入口Ｎｚ’を震度＜ｍｏ　ｔ　／ｒ　）嘱１
６図 炉・已入口Ｎ、Ｏ１Ｉ　（ｍｏｌ／Ｉゾ第１７図 炉ＩＣへ〇Ｈｚ　（ｈｔｌｔ−Ｃｍｏ　ｌ　／／　）第
１♂図 Ｈｔ　（ｈ分解加速係数（−） ２７−−−窒素酸イヒ費ｊ゛ス爪′ソベ第２θ図 第２１図 ３８−一一スターウ−

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、直接サイクル型原子力プラントにおける原子炉圧力
   容器内で核反応によって原子炉炉水中に発生した放射性
   窒素酸化物が該炉水から水蒸気中へ移行するのを抑制す
   る手段を有することを特徴とする直接サイクル型原子力
   プラント。 ２、前記放射性窒素酸化物が分子状の放射性窒素酸化物
   であることを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の直
   接サイクル型原子力プラント。 ３、前記放射性窒素酸化物が一酸化窒素であることを特
   徴とする特許請求の範囲第１項記載の直接サイクル型原
   子力プラント。 ４、前記抑制手段が炉水中の放射性窒素酸化物に対する
   吸着材であって、かつ原子炉圧力容器内に存在させたこ
   とを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の直接サイク
   ル型原子力プラント。 ５、炉水中の窒素化合物を吸着する吸着材料が炉水中に
   分散していることを特徴とする特許請求の範囲第４項記
   載の直接サイクル型原子力プラント。 ６、炉水中の窒素化合物を吸着する吸着材料を炉心下部
   支持板より上部の構造材料表面に被覆してなることを特
   徴とする特許請求の範囲第４項記載の直接サイクル型原
   子力プラント。 ７、直接サイクル型原子力プラントの原子炉圧力容器内
   に、炉水中の放射性窒素酸化物を陰イオンに変換する手
   段を設けたことを特徴とする直接サイクル型原子力プラ
   ント。 ８、前記陰イオンに変換する手段として、炉水中の水素
   原子と反応して水素原子濃度を低下させる作用を有する
   成分を原子炉炉水中に溶存させる手段を設けたことを特
   徴とする特許請求の範囲第７項記載の直接サイクル型原
   子力プラント。 ９、前記陰イオンに変換する手段として、一酸化窒素、
   二酸化窒素、一酸化二窒素、亜硝酸から選ばれる少なく
   とも１種の窒素化合物を原子炉炉水中へ添加する手段を
   設けたことを特徴とする特許請求の範囲第８項記載の直
   接サイクル型原子力プラント。 １０、前記陰イオンに変換する手段として、ＯＨラジカ
   ルの濃度を増加させる作用を有する酸化性成分を原子炉
   炉水中に注入する手段を設けたことを特徴とする特許請
   求の範囲第７項記載の直接サイクル型原子力プラント。 １１、前記酸化性成分の注入手段が一酸化二窒素及び／
   又は過酸化水素の注入装置であることを特徴とする特許
   請求の範囲第１０項記載の直接サイクル型原子力プラン
   ト。 １２、放射性窒素の水蒸気中への移行を遅延させるため
   に原子炉炉水と接する炉内構造物表面に過酸化水素の分
   解を促進する元素または化合物を被覆してなることを特
   徴とする直接サイクル型原子力プラント。 １３、過酸化水素の分解を促進する元素が遷移金属であ
   ることを特徴とする特許請求の範囲第１２項記載の直接
   サイクル型原子力プラント。 １４、直接サイクル型原子力プラントの原子炉圧力容器
   内に、一酸化窒素、二酸化窒素、窒素分子、一酸化二窒
   素、亜硝酸から選ばれる少なくとも１種の窒素化合物を
   原子炉炉水中に添加する手段及び原子炉炉水中の亜硝酸
   又は硝酸濃度が設定した範囲になるように前記添加物の
   注入量を制御する手段を設けたことを特徴とする直接サ
   イクル型原子力プラント。 １５、直接サイクル型原子力プラントにおける原子炉圧
   力容器内で核反応によって原子炉炉水中に発生した放射
   性窒素酸化物が該炉水から水蒸気中へ移行するのを抑制
   しながら運転することを特徴とする直接サイクル型原子
   力プラントの運転方法。 １６、表面の一部ないし全面に原子炉炉水中の放射性窒
   素酸化物に対する吸着剤を被覆してなることを特徴とす
   る燃料棒。 １７、表面の一部ないし全面に過酸化水素の分解用触媒
   を被覆してなることを特徴とする燃料棒。