JPH06222193A - 原子炉 - Google Patents
原子炉Info
- Publication number
- JPH06222193A JPH06222193A JP5289693A JP28969393A JPH06222193A JP H06222193 A JPH06222193 A JP H06222193A JP 5289693 A JP5289693 A JP 5289693A JP 28969393 A JP28969393 A JP 28969393A JP H06222193 A JPH06222193 A JP H06222193A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- water
- nuclear reactor
- hydrogen peroxide
- catalytic
- core
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/28—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
- G21C19/30—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps
- G21C19/317—Recombination devices for radiolytic dissociation products
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Catalysts (AREA)
- Hydrogen, Water And Hydrids (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】 沸騰水型原子炉の炉心２０から流出する水−
蒸気混合物中において動作する受動分解器を提供する。 【構成】 分解器４８は、気水分離器に流入する水−蒸
気混合物の実質的に全部が触媒物質の表面に沿って流れ
るように配置された触媒物質を含んでいる。この触媒物
質の表面は、水相中に溶解した過酸化水素分子を水分子
と酸素分子とに分解する。かかる分解器は、それの前後
における原子炉冷却水の圧力降下が極めて小さくなるよ
うに構成される。実施例では、分解器はステンレス鋼の
複数の流通型ハウジング７０内に分解器用触媒物質を充
填したものから成り、触媒物質はもつれた線または箔
片、ひだを付けたリボン、多孔質の焼結金属複合体など
の大きい表面積／体積比を有する任意の構造物として形
成される。
蒸気混合物中において動作する受動分解器を提供する。 【構成】 分解器４８は、気水分離器に流入する水−蒸
気混合物の実質的に全部が触媒物質の表面に沿って流れ
るように配置された触媒物質を含んでいる。この触媒物
質の表面は、水相中に溶解した過酸化水素分子を水分子
と酸素分子とに分解する。かかる分解器は、それの前後
における原子炉冷却水の圧力降下が極めて小さくなるよ
うに構成される。実施例では、分解器はステンレス鋼の
複数の流通型ハウジング７０内に分解器用触媒物質を充
填したものから成り、触媒物質はもつれた線または箔
片、ひだを付けたリボン、多孔質の焼結金属複合体など
の大きい表面積／体積比を有する任意の構造物として形
成される。
Description
【０００１】
【発明の分野】本発明は、高温水に暴露される部品の腐
食電位を低下させることに関するものである。ここで言
う「高温水」とは、約１５０℃以上の温度を有する水、
蒸気、またはそれから生じた復水を意味する。かかる高
温水は、水脱気装置のごとき各種の公知装置、原子炉お
よび蒸気駆動式の集中発電施設において見出すことがで
きる。
食電位を低下させることに関するものである。ここで言
う「高温水」とは、約１５０℃以上の温度を有する水、
蒸気、またはそれから生じた復水を意味する。かかる高
温水は、水脱気装置のごとき各種の公知装置、原子炉お
よび蒸気駆動式の集中発電施設において見出すことがで
きる。
【０００２】
【発明の背景】原子炉は集中発電用途、研究用途および
推進用途のために使用されている。原子炉圧力容器内に
は、炉心から熱を除去するための冷却材（すなわち水）
が含まれている。それぞれの配管系統により、加熱され
た水または蒸気が蒸気発生器またはタービンに運ばれ、
そして再循環水または給水が圧力容器に戻される。圧力
容器内の運転圧力および温度は、沸騰水型原子炉につい
ては約７MPa および２８８℃であり、また加圧水型原子
炉については約１５MPa および３２０℃である。沸騰水
型原子炉および加圧水型原子炉のいずれにおいて使用さ
れる材料も、様々な負荷条件、環境条件および放射線条
件に耐え得るものでなければならない。
推進用途のために使用されている。原子炉圧力容器内に
は、炉心から熱を除去するための冷却材（すなわち水）
が含まれている。それぞれの配管系統により、加熱され
た水または蒸気が蒸気発生器またはタービンに運ばれ、
そして再循環水または給水が圧力容器に戻される。圧力
容器内の運転圧力および温度は、沸騰水型原子炉につい
ては約７MPa および２８８℃であり、また加圧水型原子
炉については約１５MPa および３２０℃である。沸騰水
型原子炉および加圧水型原子炉のいずれにおいて使用さ
れる材料も、様々な負荷条件、環境条件および放射線条
件に耐え得るものでなければならない。
【０００３】高温水に暴露される材料の実例として、炭
素鋼、合金鋼、ステンレス鋼、ニッケル基合金およびコ
バルト基合金が挙げられる。水冷型原子炉において使用
されるこれらの材料は綿密に選定されかつ処理されるに
もかかわらず、高温水に暴露された材料には腐食が起こ
る。かかる腐食は、応力腐食割れ、圧力逃がし弁の固
着、γ線を放射する60Ｃｏ同位体の蓄積、および浸食腐
食のごとき様々な問題の原因となる。
素鋼、合金鋼、ステンレス鋼、ニッケル基合金およびコ
バルト基合金が挙げられる。水冷型原子炉において使用
されるこれらの材料は綿密に選定されかつ処理されるに
もかかわらず、高温水に暴露された材料には腐食が起こ
る。かかる腐食は、応力腐食割れ、圧力逃がし弁の固
着、γ線を放射する60Ｃｏ同位体の蓄積、および浸食腐
食のごとき様々な問題の原因となる。
【０００４】応力腐食割れは、高温水に暴露される原子
炉部品（たとえば、構造部材、配管、留め金具および溶
接部）において起こる公知の現象である。ここで言う
「応力腐食割れ」（以後はＳＣＣと略記することがあ
る）とは、静的または動的応力の発生と亀裂先端におけ
る腐食との組合せによって成長する割れを意味する。原
子炉部品は、たとえば熱膨張の差、原子炉冷却水を閉込
めるために必要な運転圧力、並びに溶接、冷間加工およ
びその他の非対称金属処理に由来する残留応力のごとき
その他の原因に関連した様々な応力に暴露される。その
上、水の化学的性質、溶接、熱処理および放射線がＳＣ
Ｃに対する部品材料の感受性を増大させることもある。
炉部品（たとえば、構造部材、配管、留め金具および溶
接部）において起こる公知の現象である。ここで言う
「応力腐食割れ」（以後はＳＣＣと略記することがあ
る）とは、静的または動的応力の発生と亀裂先端におけ
る腐食との組合せによって成長する割れを意味する。原
子炉部品は、たとえば熱膨張の差、原子炉冷却水を閉込
めるために必要な運転圧力、並びに溶接、冷間加工およ
びその他の非対称金属処理に由来する残留応力のごとき
その他の原因に関連した様々な応力に暴露される。その
上、水の化学的性質、溶接、熱処理および放射線がＳＣ
Ｃに対する部品材料の感受性を増大させることもある。
【０００５】原子炉冷却水中に酸素が約５ppb 以上の濃
度で存在する場合、ＳＣＣがより高い頻度で起こること
は公知である。原子炉冷却水の放射線分解によって酸
素、過酸化水素および短寿命のラジカルのごとき酸化性
物質を生成させる高放射線束の存在下では、ＳＣＣが更
に増加する。かかる酸化性物質は金属の電気化学的腐食
電位を上昇させる。電気化学的腐食は、金属表面上のア
ノードおよびカソード領域から電子が流れることによっ
て引起こされる。腐食電位は腐食現象が起こり易い熱力
学的傾向の尺度であって、たとえばＳＣＣ、腐食疲労、
腐食被膜の肥厚および全体腐食の速度を決定する際の基
本パラメータである。
度で存在する場合、ＳＣＣがより高い頻度で起こること
は公知である。原子炉冷却水の放射線分解によって酸
素、過酸化水素および短寿命のラジカルのごとき酸化性
物質を生成させる高放射線束の存在下では、ＳＣＣが更
に増加する。かかる酸化性物質は金属の電気化学的腐食
電位を上昇させる。電気化学的腐食は、金属表面上のア
ノードおよびカソード領域から電子が流れることによっ
て引起こされる。腐食電位は腐食現象が起こり易い熱力
学的傾向の尺度であって、たとえばＳＣＣ、腐食疲労、
腐食被膜の肥厚および全体腐食の速度を決定する際の基
本パラメータである。
【０００６】沸騰水型原子炉およびそれに付随する水循
環系における応力腐食割れは、歴史的には、循環する水
の中に水素を注入することによって低減されてきた。注
入された水素は水中の酸化性物質（たとえば溶存酸素）
を減少させ、その結果として水中における金属の腐食電
位を低下させる。とは言え、水の流量および中性子線や
γ線に対する暴露時間や暴露強度の変動のごとき要因の
ため、酸化性物質は原子炉毎に異なったレベルで生成さ
れる。それ故、高温水中におけるＳＣＣの防止のために
必要な臨界電位以下に腐食電位を維持するのに十分な程
度にまで酸化性物質のレベルを低減させるために必要な
水素の量は一定しなかった。ここで言う「臨界電位」と
は、純粋な水に関して述べれば、標準水素電極（ｓｈ
ｅ）を基準として約−２３０〜−３００mVの範囲内もし
くはそれ以下の電気化学ポテンシャルを意味する。応力
腐食割れは、腐食電位が臨界電位より高い系内において
はより早い速度で進行し、また腐食電位が臨界電位より
低い系内においては実質的に遅い速度で進行する。酸素
のごとき酸化性物質を含有する水はそれに暴露された金
属の腐食電位を臨界電位よりも高く上昇させるのに対
し、酸化性物質をほとんどもしくは全く含有しない水は
臨界電位よりも低い腐食電位をもたらす。
環系における応力腐食割れは、歴史的には、循環する水
の中に水素を注入することによって低減されてきた。注
入された水素は水中の酸化性物質（たとえば溶存酸素）
を減少させ、その結果として水中における金属の腐食電
位を低下させる。とは言え、水の流量および中性子線や
γ線に対する暴露時間や暴露強度の変動のごとき要因の
ため、酸化性物質は原子炉毎に異なったレベルで生成さ
れる。それ故、高温水中におけるＳＣＣの防止のために
必要な臨界電位以下に腐食電位を維持するのに十分な程
度にまで酸化性物質のレベルを低減させるために必要な
水素の量は一定しなかった。ここで言う「臨界電位」と
は、純粋な水に関して述べれば、標準水素電極（ｓｈ
ｅ）を基準として約−２３０〜−３００mVの範囲内もし
くはそれ以下の電気化学ポテンシャルを意味する。応力
腐食割れは、腐食電位が臨界電位より高い系内において
はより早い速度で進行し、また腐食電位が臨界電位より
低い系内においては実質的に遅い速度で進行する。酸素
のごとき酸化性物質を含有する水はそれに暴露された金
属の腐食電位を臨界電位よりも高く上昇させるのに対
し、酸化性物質をほとんどもしくは全く含有しない水は
臨界電位よりも低い腐食電位をもたらす。
【０００７】沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）においては、炉
心内における一次冷却水の放射線分解の結果、少量の水
が分解してＨ2 、Ｈ2 Ｏ2 およびＯ2 を生成する。定常
運転条件の下では、再循環する水およびタービンに送ら
れる蒸気の中に存在するＯ2、Ｈ2 Ｏ2 およびＨ2 の濃
度は平衡に達する。このような濃度のＯ2 、Ｈ2 Ｏ2お
よびＨ2 は酸化性を示すのであって、その結果として感
受性を有する構造材料のＳＣＣを促進する条件が生じる
ことがある。感受性材料のＳＣＣを軽減するために使用
される方法の１つは水素水化学（ＨＷＣ）技術と呼ばれ
るものであって、それによればＢＷＲ環境の酸化性がよ
り還元性の状態に変化する。このような効果は、原子炉
への給水に水素ガスを添加することによって達成され
る。かかる水素が圧力容器に到達すると、それは放射線
分解によって生成された酸化性物質と反応して水を再生
し、それによって水中に溶解した酸化性物質の濃度を低
下させるのである。このような再結合反応の速度は局部
的な放射線の場、流量およびその他の変量に依存する。
心内における一次冷却水の放射線分解の結果、少量の水
が分解してＨ2 、Ｈ2 Ｏ2 およびＯ2 を生成する。定常
運転条件の下では、再循環する水およびタービンに送ら
れる蒸気の中に存在するＯ2、Ｈ2 Ｏ2 およびＨ2 の濃
度は平衡に達する。このような濃度のＯ2 、Ｈ2 Ｏ2お
よびＨ2 は酸化性を示すのであって、その結果として感
受性を有する構造材料のＳＣＣを促進する条件が生じる
ことがある。感受性材料のＳＣＣを軽減するために使用
される方法の１つは水素水化学（ＨＷＣ）技術と呼ばれ
るものであって、それによればＢＷＲ環境の酸化性がよ
り還元性の状態に変化する。このような効果は、原子炉
への給水に水素ガスを添加することによって達成され
る。かかる水素が圧力容器に到達すると、それは放射線
分解によって生成された酸化性物質と反応して水を再生
し、それによって水中に溶解した酸化性物質の濃度を低
下させるのである。このような再結合反応の速度は局部
的な放射線の場、流量およびその他の変量に依存する。
【０００８】酸化性物質を含有する原子炉冷却水に接触
したステンレス鋼の腐食電位は、約５０〜１００ppb も
しくはそれ以上の濃度で水中に水素を注入することによ
って臨界電位以下に低下させることができる。給水に十
分な量の水素を添加すれば、（Ｏ2 ＋Ｈ2 Ｏ2 ）濃度を
低下させることにより、原子炉系内の特定の部位におい
てＳＣＣを防止するために必要な条件を達成することが
できる。かかる条件とは−０．２３０Ｖshe 以下の電気
化学ポテンシャルである。図２に示されるごとく、所要
の水素添加量は原子炉系内の部位によって異なる。炉心
の高放射線束中において腐食電位を低下させるため、あ
るいは酸化性の陽イオン不純物（たとえば、第二銅イオ
ン）が存在する場合において腐食電位を低下させるため
には、遥かに多量の水素を添加することが必要である。
したステンレス鋼の腐食電位は、約５０〜１００ppb も
しくはそれ以上の濃度で水中に水素を注入することによ
って臨界電位以下に低下させることができる。給水に十
分な量の水素を添加すれば、（Ｏ2 ＋Ｈ2 Ｏ2 ）濃度を
低下させることにより、原子炉系内の特定の部位におい
てＳＣＣを防止するために必要な条件を達成することが
できる。かかる条件とは−０．２３０Ｖshe 以下の電気
化学ポテンシャルである。図２に示されるごとく、所要
の水素添加量は原子炉系内の部位によって異なる。炉心
の高放射線束中において腐食電位を低下させるため、あ
るいは酸化性の陽イオン不純物（たとえば、第二銅イオ
ン）が存在する場合において腐食電位を低下させるため
には、遥かに多量の水素を添加することが必要である。
【０００９】ところで、腐食電位を臨界電位以下に低下
させるような給水への水素添加量（たとえば、約２００
ppb 以上の水素添加量）は、図３に示されるごとく、短
寿命の16Ｎ同位体が取込まれる結果として蒸気駆動ター
ビン区域内に高い放射線レベルをもたらすことがある。
多くのＢＷＲについて述べれば、圧力容器の内部部品の
ＳＣＣを軽減するために必要な水素添加量は主蒸気管路
放射線モニタ（ＭＳＬＲＭ）の測定値を約４倍以上に増
加させる。このような主蒸気管路の放射線レベルの増加
は時には許容し得ないほどに高い環境線量率をもたら
し、従って遮蔽および放射線被曝防御のために多大の投
資を必要とすることがある。
させるような給水への水素添加量（たとえば、約２００
ppb 以上の水素添加量）は、図３に示されるごとく、短
寿命の16Ｎ同位体が取込まれる結果として蒸気駆動ター
ビン区域内に高い放射線レベルをもたらすことがある。
多くのＢＷＲについて述べれば、圧力容器の内部部品の
ＳＣＣを軽減するために必要な水素添加量は主蒸気管路
放射線モニタ（ＭＳＬＲＭ）の測定値を約４倍以上に増
加させる。このような主蒸気管路の放射線レベルの増加
は時には許容し得ないほどに高い環境線量率をもたら
し、従って遮蔽および放射線被曝防御のために多大の投
資を必要とすることがある。
【００１０】それ故、水素の添加が原子炉冷却水中にお
ける腐食電位を低下させるとは言え、腐食電位を臨界電
位以下に維持しながら原子炉冷却水中における水素の量
を制限することが望ましいのである。炉心内における水
の放射線分解によって生じる主な生成物は、Ｈ2 、Ｈ2
Ｏ2、ＯＨ、Ｈおよび水和電子である。照射を受けた水
中においては、Ｏ2 およびＨ 2 Ｏ2 は動的平衡状態にあ
る。ＨＷＣ技術の実施中には、ダウンカマ区域内におけ
るＨ2 Ｏ2 とＯ2 との計算比は大きい。ウォーター・ケ
ミストリー・フォー・ニュークリアー・リアクター・シ
ステムズ(Water Chemistry for Nuclear Reactor Syste
ms) 第４巻（ＢＮＥＳ、ロンドン、１９８７年）の６７
〜７３頁に収載されたエム・ウルバーグ(M. Ullberg)等
の論文「ＢＷＲにおける過酸化水素」中に報告された理
由は、ＨＷＣ技術の実施に際して添加されるＨ2 は先ず
Ｈ2 Ｏ2からＯ2 への酸化を抑制し、Ｏ2 からＨ2 Ｏ2
への還元を促進し、かつＨ2 Ｏ2からＨ2 Ｏへの還元に
はほとんど影響を及ぼさないというものである。それ
故、過酸化水素はＢＷＲの再循環水中において比較的安
定である。
ける腐食電位を低下させるとは言え、腐食電位を臨界電
位以下に維持しながら原子炉冷却水中における水素の量
を制限することが望ましいのである。炉心内における水
の放射線分解によって生じる主な生成物は、Ｈ2 、Ｈ2
Ｏ2、ＯＨ、Ｈおよび水和電子である。照射を受けた水
中においては、Ｏ2 およびＨ 2 Ｏ2 は動的平衡状態にあ
る。ＨＷＣ技術の実施中には、ダウンカマ区域内におけ
るＨ2 Ｏ2 とＯ2 との計算比は大きい。ウォーター・ケ
ミストリー・フォー・ニュークリアー・リアクター・シ
ステムズ(Water Chemistry for Nuclear Reactor Syste
ms) 第４巻（ＢＮＥＳ、ロンドン、１９８７年）の６７
〜７３頁に収載されたエム・ウルバーグ(M. Ullberg)等
の論文「ＢＷＲにおける過酸化水素」中に報告された理
由は、ＨＷＣ技術の実施に際して添加されるＨ2 は先ず
Ｈ2 Ｏ2からＯ2 への酸化を抑制し、Ｏ2 からＨ2 Ｏ2
への還元を促進し、かつＨ2 Ｏ2からＨ2 Ｏへの還元に
はほとんど影響を及ぼさないというものである。それ
故、過酸化水素はＢＷＲの再循環水中において比較的安
定である。
【００１１】更にまた、やはりウルバーグ等の論文から
わかる通り、水中のＨ2 Ｏ2 は高温下では異相の固体表
面において下記のごとくに分解する。 ２Ｈ2 Ｏ2 ＋表面 → ２Ｈ2 Ｏ＋Ｏ2 このようなＨ2 Ｏ2 の分解反応は不均一系分解と呼ばれ
る。分解速度は分解触媒の使用によって増大させること
ができるが、それはまた温度および表面積／体積比にも
依存する。
わかる通り、水中のＨ2 Ｏ2 は高温下では異相の固体表
面において下記のごとくに分解する。 ２Ｈ2 Ｏ2 ＋表面 → ２Ｈ2 Ｏ＋Ｏ2 このようなＨ2 Ｏ2 の分解反応は不均一系分解と呼ばれ
る。分解速度は分解触媒の使用によって増大させること
ができるが、それはまた温度および表面積／体積比にも
依存する。
【００１２】
【発明の概要】本発明は、給水に比較的低いレベルの水
素を添加しながら原子炉系内の主要部位において所定の
条件を達成することにより、公知のＨＷＣ技術に改良を
加えるものである。その結果、水素の所要量およびそれ
に伴う費用が顕著に低減されることになる。その上、主
蒸気管路における放射線レベルが大幅に増加するという
悪影響も回避することができる。
素を添加しながら原子炉系内の主要部位において所定の
条件を達成することにより、公知のＨＷＣ技術に改良を
加えるものである。その結果、水素の所要量およびそれ
に伴う費用が顕著に低減されることになる。その上、主
蒸気管路における放射線レベルが大幅に増加するという
悪影響も回避することができる。
【００１３】本発明に従えば、ＢＷＲの炉心から流出す
る水−蒸気混合物中において動作する受動過酸化水素分
解器が提供される。ここで言う「分解器用触媒物質」と
は、ＢＷＲ内において過酸化水素分解用の触媒として役
立つ固体物質を意味する。かかる分解器用触媒物質は、
気水分離器に流入する水−蒸気混合物の（僅かな漏れを
除く）全部が触媒物質の表面に沿って流れるように配置
される。そして、たとえば下記の反応式に従い、触媒物
質の表面が水相中に存在する水の放射線分解生成物Ｈ2
Ｏ2 と反応することによってそれが分解される。
る水−蒸気混合物中において動作する受動過酸化水素分
解器が提供される。ここで言う「分解器用触媒物質」と
は、ＢＷＲ内において過酸化水素分解用の触媒として役
立つ固体物質を意味する。かかる分解器用触媒物質は、
気水分離器に流入する水−蒸気混合物の（僅かな漏れを
除く）全部が触媒物質の表面に沿って流れるように配置
される。そして、たとえば下記の反応式に従い、触媒物
質の表面が水相中に存在する水の放射線分解生成物Ｈ2
Ｏ2 と反応することによってそれが分解される。
【００１４】２Ｈ2 Ｏ2 ＋表面 → ２Ｈ2 Ｏ＋Ｏ2 本発明の受動分解器は、それの前後における原子炉冷却
水の圧力降下が極めて小さく（５psi 未満）なるように
構成される。また、触媒物質はＢＷＲ条件下にある純粋
な水中において耐食性を示すと共に、原子炉温度下で構
造強度を有することが必要である。かかる分解器はステ
ンレス鋼製の流通型ハウジング内に分解器用触媒物質を
充填したものから成るが、この分解器用触媒物質はもつ
れた線または箔片、ひだを付けたリボン、多孔質の焼結
金属複合体、蜂の巣状構造物、あるいは大きい表面積／
体積比を有するその他任意の構造物として形成されてい
ればよい。好適な分解器用触媒物質は、歴史的な使用経
験に基づけばＢＷＲ環境中において予測可能な性能を示
すという点から見てステンレス鋼である。また、過酸化
水素分解速度を向上させるため、貴金属（たとえば、白
金またはパラジウム）を用いてステンレス鋼基体の表面
にめっきまたは合金化を施すこともできる。なお、ＢＷ
Ｒ環境中において使用するのに適した構造物強度および
耐食性を有するものであれば、その他の固体物質を使用
することもできる。
水の圧力降下が極めて小さく（５psi 未満）なるように
構成される。また、触媒物質はＢＷＲ条件下にある純粋
な水中において耐食性を示すと共に、原子炉温度下で構
造強度を有することが必要である。かかる分解器はステ
ンレス鋼製の流通型ハウジング内に分解器用触媒物質を
充填したものから成るが、この分解器用触媒物質はもつ
れた線または箔片、ひだを付けたリボン、多孔質の焼結
金属複合体、蜂の巣状構造物、あるいは大きい表面積／
体積比を有するその他任意の構造物として形成されてい
ればよい。好適な分解器用触媒物質は、歴史的な使用経
験に基づけばＢＷＲ環境中において予測可能な性能を示
すという点から見てステンレス鋼である。また、過酸化
水素分解速度を向上させるため、貴金属（たとえば、白
金またはパラジウム）を用いてステンレス鋼基体の表面
にめっきまたは合金化を施すこともできる。なお、ＢＷ
Ｒ環境中において使用するのに適した構造物強度および
耐食性を有するものであれば、その他の固体物質を使用
することもできる。
【００１５】本発明の上記およびその他の利点は、添付
の図面を参照しながら本発明の好適な実施の態様に関す
る以下の詳細な説明を読むことによって一層明確に理解
されよう。
の図面を参照しながら本発明の好適な実施の態様に関す
る以下の詳細な説明を読むことによって一層明確に理解
されよう。
【００１６】
【好適な実施の態様の詳細な説明】先ず最初に、図１を
参照しながら沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）内における流体
の流れを一般的に説明することとする。原子炉圧力容器
（ＲＰＶ）内には、給水入口１２を通して給水が供給さ
れる。給水入口１２は給水スパージャ１４に連結されて
いるが、これはＲＰＶの内部に給水を分配するために役
立つ適当な開口を有するリング状の管である。
参照しながら沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）内における流体
の流れを一般的に説明することとする。原子炉圧力容器
（ＲＰＶ）内には、給水入口１２を通して給水が供給さ
れる。給水入口１２は給水スパージャ１４に連結されて
いるが、これはＲＰＶの内部に給水を分配するために役
立つ適当な開口を有するリング状の管である。
【００１７】給水スパージャ１４からの水は環状のダウ
ンカマ区域１６を通って下方に流れるが、これはＲＰＶ
と炉心シュラウド１８との間に設けられた環状の区域で
ある。炉心シュラウド１８は、炉心２０を包囲すると共
に、炉心２０を通る冷却材の上向きの流れとダウンカマ
区域１６内における下向きの流れとを隔離するステンレ
ス鋼製の円筒である。なお、図１中には炉心２０を構成
するただ１個の燃料集合体２２のみが示されている。
ンカマ区域１６を通って下方に流れるが、これはＲＰＶ
と炉心シュラウド１８との間に設けられた環状の区域で
ある。炉心シュラウド１８は、炉心２０を包囲すると共
に、炉心２０を通る冷却材の上向きの流れとダウンカマ
区域１６内における下向きの流れとを隔離するステンレ
ス鋼製の円筒である。なお、図１中には炉心２０を構成
するただ１個の燃料集合体２２のみが示されている。
【００１８】ダウンカマ区域１６を通って流れる水は、
次いで下部プレナム２４に到達する。続いて、かかる水
は炉心２０内に配置された燃料集合体２２中に入る。そ
こにおいて沸騰境界層（図示せず）が形成される結果、
燃料集合体２２中には下方の非沸騰領域と上方の沸騰領
域とが生み出される。次に、シュラウドヘッド２８の内
部に形成されかつ炉心２０の上方に配置された上部プレ
ナム２６内に水と蒸気との混合物が流入する。かかる上
部プレナム２６は、炉心２０から出る蒸気−水混合物と
直立したスタンドパイプ３０に入る蒸気−水混合物との
間に隔離空間を生み出すために役立つ。なお、スタンド
パイプ３０はシュラウドヘッド２８上に配置されてお
り、かつ上部プレナム２６と連通している。
次いで下部プレナム２４に到達する。続いて、かかる水
は炉心２０内に配置された燃料集合体２２中に入る。そ
こにおいて沸騰境界層（図示せず）が形成される結果、
燃料集合体２２中には下方の非沸騰領域と上方の沸騰領
域とが生み出される。次に、シュラウドヘッド２８の内
部に形成されかつ炉心２０の上方に配置された上部プレ
ナム２６内に水と蒸気との混合物が流入する。かかる上
部プレナム２６は、炉心２０から出る蒸気−水混合物と
直立したスタンドパイプ３０に入る蒸気−水混合物との
間に隔離空間を生み出すために役立つ。なお、スタンド
パイプ３０はシュラウドヘッド２８上に配置されてお
り、かつ上部プレナム２６と連通している。
【００１９】各々のスタンドパイプ３０は、それの上部
に取付けられた気水分離器３２に連通している。スタン
ドパイプ３０を通って流れる蒸気−水混合物は、軸流遠
心分離型の気水分離器３２に入る。これらの気水分離器
３２は、旋回運動を利用して水滴をそれの外壁側に移行
させることによって液体の水を蒸気から分離する。分離
された液体の水は混合プレナム３３内において給水と混
合され、次いでかかる混合物がダウンカマ区域１６を通
って炉心２０内に流入する。ＢＷＲの定常運転時におい
てＲＰＶ内に形成される液体の水の表面は、図４中に５
０として示されている。他方、蒸気は蒸気乾燥器３４を
通過して蒸気ドーム３６に入る。かかる蒸気は蒸気出口
３８を通してＲＰＶから排出される。
に取付けられた気水分離器３２に連通している。スタン
ドパイプ３０を通って流れる蒸気−水混合物は、軸流遠
心分離型の気水分離器３２に入る。これらの気水分離器
３２は、旋回運動を利用して水滴をそれの外壁側に移行
させることによって液体の水を蒸気から分離する。分離
された液体の水は混合プレナム３３内において給水と混
合され、次いでかかる混合物がダウンカマ区域１６を通
って炉心２０内に流入する。ＢＷＲの定常運転時におい
てＲＰＶ内に形成される液体の水の表面は、図４中に５
０として示されている。他方、蒸気は蒸気乾燥器３４を
通過して蒸気ドーム３６に入る。かかる蒸気は蒸気出口
３８を通してＲＰＶから排出される。
【００２０】ＢＷＲはまた、所要の出力密度を達成する
ために必要な炉心内の強制対流を生み出す冷却材再循環
系をも含んでいる。（全部ではないが）一部のＢＷＲに
おいては、出口４３を通してダウンカマ区域１６の下端
から水の一部分が抜取られ、そして遠心再循環ポンプ４
０（図４参照）により入口４５を通してジェットポンプ
アセンブリ４２内に供給される。なお、このタイプのＢ
ＷＲは２台の再循環ポンプを有していて、それらの各々
が複数のジェットポンプアセンブリに駆動水流を供給す
る。図１中に最も良く示されているごとく、加圧された
駆動水は立上り吸込管４６からエルボ４８を通してジェ
ットポンプノズル４４に供給される。
ために必要な炉心内の強制対流を生み出す冷却材再循環
系をも含んでいる。（全部ではないが）一部のＢＷＲに
おいては、出口４３を通してダウンカマ区域１６の下端
から水の一部分が抜取られ、そして遠心再循環ポンプ４
０（図４参照）により入口４５を通してジェットポンプ
アセンブリ４２内に供給される。なお、このタイプのＢ
ＷＲは２台の再循環ポンプを有していて、それらの各々
が複数のジェットポンプアセンブリに駆動水流を供給す
る。図１中に最も良く示されているごとく、加圧された
駆動水は立上り吸込管４６からエルボ４８を通してジェ
ットポンプノズル４４に供給される。
【００２１】ＢＷＲの炉心内における水の放射線分解
は、Ｈ2 、Ｏ2 およびＨ2 Ｏ2 を生成する。炉心内にお
いて生成されたＨ2 Ｏ2 は一般に不揮発性である。それ
故、Ｈ 2 およびＯ2 が気水分離器内において分離されて
蒸気中に入るのに対し、Ｈ2 Ｏ 2 は水相中に留まり、そ
してＢＷＲ内において再循環する。本発明の分解器は、
炉心から流出する水−蒸気混合物が気水分離器に流入す
る前に該混合物中のＨ2Ｏ2 を分解する。こうして生じ
た揮発性のガス（すなわち、Ｈ2 およびＯ2 ）は、蒸気
と共に原子炉から排出されるのである。
は、Ｈ2 、Ｏ2 およびＨ2 Ｏ2 を生成する。炉心内にお
いて生成されたＨ2 Ｏ2 は一般に不揮発性である。それ
故、Ｈ 2 およびＯ2 が気水分離器内において分離されて
蒸気中に入るのに対し、Ｈ2 Ｏ 2 は水相中に留まり、そ
してＢＷＲ内において再循環する。本発明の分解器は、
炉心から流出する水−蒸気混合物が気水分離器に流入す
る前に該混合物中のＨ2Ｏ2 を分解する。こうして生じ
た揮発性のガス（すなわち、Ｈ2 およびＯ2 ）は、蒸気
と共に原子炉から排出されるのである。
【００２２】その結果、ダウンカマ区域に流入する水中
のＨ2 Ｏ2 濃度は分解器を使用しない場合に比べて非常
に低くなる。このようなＨ2 Ｏ2 濃度の低下がもたらす
最終的な効果は、（Ｏ2 ＋Ｈ2 Ｏ2 ）濃度を低下させて
腐食電位を臨界電位以下に維持し、それによってＳＣＣ
を防止するため給水に添加しなければならない水素の量
が減少することである。
のＨ2 Ｏ2 濃度は分解器を使用しない場合に比べて非常
に低くなる。このようなＨ2 Ｏ2 濃度の低下がもたらす
最終的な効果は、（Ｏ2 ＋Ｈ2 Ｏ2 ）濃度を低下させて
腐食電位を臨界電位以下に維持し、それによってＳＣＣ
を防止するため給水に添加しなければならない水素の量
が減少することである。
【００２３】本発明の第１の好適な実施の態様に従え
ば、図３中に４８として示されたような概して平面状の
分解器が炉心の出口と気水分離器の入口との間に設置さ
れる。かかる分解器はシュラウドヘッド２８に恒久的に
取付けられている結果、シュラウドヘッドおよび気水分
離器アセンブリを取外す際に分解器も取外される。ま
た、本発明の第２の好適な実施の態様に従えば、図４中
に４８’として示されたような分解器がシュラウドヘッ
ド２８から鉛直方向に伸びる気水分離器アセンブリのス
タンドパイプ３０内に設置される。
ば、図３中に４８として示されたような概して平面状の
分解器が炉心の出口と気水分離器の入口との間に設置さ
れる。かかる分解器はシュラウドヘッド２８に恒久的に
取付けられている結果、シュラウドヘッドおよび気水分
離器アセンブリを取外す際に分解器も取外される。ま
た、本発明の第２の好適な実施の態様に従えば、図４中
に４８’として示されたような分解器がシュラウドヘッ
ド２８から鉛直方向に伸びる気水分離器アセンブリのス
タンドパイプ３０内に設置される。
【００２４】シュラウドヘッドまたはスタンドパイプ内
に設置することがもたらす利点の１つは、不揮発性のＨ
2 Ｏ2 が揮発性のＨ2 およびＯ2 に分解し、そしてそれ
らのガスが分離された蒸気と共に原子炉から排出される
ことである。もう１つの利点は、本発明の分解器が燃料
交換に際してシュラウドヘッドおよび気水分離器アセン
ブリと共に取外されることである。それ故、分解器の設
置に伴う燃料交換時間の増加は生じないのである。
に設置することがもたらす利点の１つは、不揮発性のＨ
2 Ｏ2 が揮発性のＨ2 およびＯ2 に分解し、そしてそれ
らのガスが分離された蒸気と共に原子炉から排出される
ことである。もう１つの利点は、本発明の分解器が燃料
交換に際してシュラウドヘッドおよび気水分離器アセン
ブリと共に取外されることである。それ故、分解器の設
置に伴う燃料交換時間の増加は生じないのである。
【００２５】図３および４には、それぞれの分解器の断
面図が示されている。蜂の巣状のハッチングは、大きい
表面積を有する触媒物質が炉心から流出する水−蒸気混
合物の通過する空間内に配置されると共に、補強された
金網によって所定の位置に保持された構成を表わしてい
る。シュラウドヘッドまたはスタンドパイプ内に充填さ
れた分解器用触媒物質は大きい表面積／体積比を有する
ものであって、もつれた線または箔片、ひだを付けたリ
ボン、多結晶質の焼結金属複合体、蜂の巣状構造物、あ
るいは大きい表面積／体積比を有するその他任意の構造
物として形成されていればよい。また、その他の幾何学
的形状を有するものであっても差支えない。
面図が示されている。蜂の巣状のハッチングは、大きい
表面積を有する触媒物質が炉心から流出する水−蒸気混
合物の通過する空間内に配置されると共に、補強された
金網によって所定の位置に保持された構成を表わしてい
る。シュラウドヘッドまたはスタンドパイプ内に充填さ
れた分解器用触媒物質は大きい表面積／体積比を有する
ものであって、もつれた線または箔片、ひだを付けたリ
ボン、多結晶質の焼結金属複合体、蜂の巣状構造物、あ
るいは大きい表面積／体積比を有するその他任意の構造
物として形成されていればよい。また、その他の幾何学
的形状を有するものであっても差支えない。
【００２６】触媒物質は、冷却水の流れの方向において
少なくとも６インチの厚さを有することが必要である。
分解器を通過する水の滞留時間は、通例数秒以下であ
る。水−蒸気混合物が本発明の分解器を通過する際、該
混合物中の過酸化水素は分解される。好適な分解器用触
媒物質は、ＢＷＲ環境中において予測可能な性能を示す
という点から見てステンレス鋼である。また、過酸化水
素分解速度を向上させるため、貴金属（たとえば、白金
またはパラジウム）を用いてステンレス鋼基体の表面に
めっきまたは合金化を施すこともできる。なお、過酸化
水素の不均一系分解を生起させると共に、ＢＷＲ環境中
において使用するのに適した構造物強度および耐食性を
有するものであれば、その他の固体物質を使用すること
もできる。分解器用触媒物質に関する重要な要求条件
は、それが炉心から流出する水−蒸気混合物の原子炉運
転温度下において機能することである。
少なくとも６インチの厚さを有することが必要である。
分解器を通過する水の滞留時間は、通例数秒以下であ
る。水−蒸気混合物が本発明の分解器を通過する際、該
混合物中の過酸化水素は分解される。好適な分解器用触
媒物質は、ＢＷＲ環境中において予測可能な性能を示す
という点から見てステンレス鋼である。また、過酸化水
素分解速度を向上させるため、貴金属（たとえば、白金
またはパラジウム）を用いてステンレス鋼基体の表面に
めっきまたは合金化を施すこともできる。なお、過酸化
水素の不均一系分解を生起させると共に、ＢＷＲ環境中
において使用するのに適した構造物強度および耐食性を
有するものであれば、その他の固体物質を使用すること
もできる。分解器用触媒物質に関する重要な要求条件
は、それが炉心から流出する水−蒸気混合物の原子炉運
転温度下において機能することである。
【００２７】好適な実例について述べれば、分解器用触
媒物質の各構成片は厚さ０．０１２インチかつ長さ１
２．０インチの箔片であり得る。ＲＰＶ内において現在
使用されている部品の最小厚さは、燃料スペーサの一部
分における０．０１２インチである。それ故、触媒物質
の構成片についてもこの厚さが選定された。厚さが小さ
いことが問題となるのは、構成片が破断して燃料集合体
中に留まり、そこに局部的なホットスポットを生じるこ
とがあるからである。１２インチの長さは、構成片が制
御棒案内管から制御棒への経路を通過することがないよ
うに選定された。
媒物質の各構成片は厚さ０．０１２インチかつ長さ１
２．０インチの箔片であり得る。ＲＰＶ内において現在
使用されている部品の最小厚さは、燃料スペーサの一部
分における０．０１２インチである。それ故、触媒物質
の構成片についてもこの厚さが選定された。厚さが小さ
いことが問題となるのは、構成片が破断して燃料集合体
中に留まり、そこに局部的なホットスポットを生じるこ
とがあるからである。１２インチの長さは、構成片が制
御棒案内管から制御棒への経路を通過することがないよ
うに選定された。
【００２８】幅に関する要求条件はより主観的なもので
ある。製造上の都合から、０．２５インチという適度な
最小幅が選定された。かかる寸法の構成片は、充填を容
易にするために必要な任意の形状に成形することができ
るのである。シュラウドヘッドの内部に設置される分解
器の特定の設計例を図５および６に示す。かかる分解器
４８を通過する水の滞留時間は約０．２秒である。ま
た、分解器４８の前後における圧力降下は約１psi であ
る。なお、本発明の分解器の支持構造物は炉心から流出
する二相流れによって誘起される振動に耐え得るように
設計されなければならない。
ある。製造上の都合から、０．２５インチという適度な
最小幅が選定された。かかる寸法の構成片は、充填を容
易にするために必要な任意の形状に成形することができ
るのである。シュラウドヘッドの内部に設置される分解
器の特定の設計例を図５および６に示す。かかる分解器
４８を通過する水の滞留時間は約０．２秒である。ま
た、分解器４８の前後における圧力降下は約１psi であ
る。なお、本発明の分解器の支持構造物は炉心から流出
する二相流れによって誘起される振動に耐え得るように
設計されなければならない。
【００２９】かかる分解器４８の全重量は約２５０００
ポンドである。２５１インチのＲＰＶのシュラウドヘッ
ドの重量は約１２５０００ポンドである。分解器４８の
重量は、それの体積の９０％が空所から成りかつ１０％
が固体金属から成るという仮定に基づいて推定された。
従って、分解器４８の重量はそれの体積１立法フィート
当り約５０ポンドの重量と支持構造物の重量との和に等
しい。
ポンドである。２５１インチのＲＰＶのシュラウドヘッ
ドの重量は約１２５０００ポンドである。分解器４８の
重量は、それの体積の９０％が空所から成りかつ１０％
が固体金属から成るという仮定に基づいて推定された。
従って、分解器４８の重量はそれの体積１立法フィート
当り約５０ポンドの重量と支持構造物の重量との和に等
しい。
【００３０】図５および６について説明すれば、分解器
４８の支持構造物はシュラウドヘッドフランジ５４にボ
ルト留めされたリング５２およびリング５２によって支
持された格子状のはり５６から成っている。はり同士の
交点においては、はり５６は複数のブロック６４に溶接
されている。なお、各々のブロック６４は正方形の横断
面を有すると共に、鉛直方向に伸びる円柱状の貫通孔を
有している。はり５６の寸法は、流れによって誘起され
るものと予想される振動に耐え得るように決定されてい
る。
４８の支持構造物はシュラウドヘッドフランジ５４にボ
ルト留めされたリング５２およびリング５２によって支
持された格子状のはり５６から成っている。はり同士の
交点においては、はり５６は複数のブロック６４に溶接
されている。なお、各々のブロック６４は正方形の横断
面を有すると共に、鉛直方向に伸びる円柱状の貫通孔を
有している。はり５６の寸法は、流れによって誘起され
るものと予想される振動に耐え得るように決定されてい
る。
【００３１】はり５６は、はり５６およびリング５２に
溶接されたブラケット５８を介し、リング５２によって
部分的に支持されている。はり５６はまた、１群の特別
に設計されたボルト６２を介し、シュラウドヘッドドー
ム６０によっても支持されている。なお、各々のボルト
６２はねじを切ったピン７６の一端付近に回転可能に取
付けられたＴ形バー７４を有している。シュラウドヘッ
ドドーム６０に複数の穴を設けた後、各々のボルト６２
のピン７６が先ず対応するブロック６４の貫通孔に挿入
され、次いでシュラウドヘッドドーム６０の対応する穴
に挿入される。ピン７６の上端がシュラウドヘッドドー
ム６０の反対側に出た後、ピン７６の脱出を防止するた
めにＴ形バー７４が回転させられ、次いでナット７８を
締付けることによってピン７６が所定の位置に固定され
る。各々のボルト６２の下端には対応するナット８０が
ねじ込まれる。その結果、ブロック６４の下面に接触す
るナット８０が及ぼす力により、分解器４８の支持構造
物が支持されることになる。
溶接されたブラケット５８を介し、リング５２によって
部分的に支持されている。はり５６はまた、１群の特別
に設計されたボルト６２を介し、シュラウドヘッドドー
ム６０によっても支持されている。なお、各々のボルト
６２はねじを切ったピン７６の一端付近に回転可能に取
付けられたＴ形バー７４を有している。シュラウドヘッ
ドドーム６０に複数の穴を設けた後、各々のボルト６２
のピン７６が先ず対応するブロック６４の貫通孔に挿入
され、次いでシュラウドヘッドドーム６０の対応する穴
に挿入される。ピン７６の上端がシュラウドヘッドドー
ム６０の反対側に出た後、ピン７６の脱出を防止するた
めにＴ形バー７４が回転させられ、次いでナット７８を
締付けることによってピン７６が所定の位置に固定され
る。各々のボルト６２の下端には対応するナット８０が
ねじ込まれる。その結果、ブロック６４の下面に接触す
るナット８０が及ぼす力により、分解器４８の支持構造
物が支持されることになる。
【００３２】図５に示された設計例は、８本のはりおよ
び１２本の特別に設計されたボルトを有している。な
お、構造上の要求条件が満たされる限り、はりやボルト
の正確な数は本発明にとって重要でない。図示のごとき
好適な実施の態様に基づく分解器はまた、はり５６の下
方のへり（図６参照）に溶接された下部多孔板６６をも
含んでいる。かかる下部多孔板６６および格子状のはり
５６は、触媒物質を充填した個別の箱７０を配置するた
めに役立つ１群の区画を形成する。なお、各々の箱７０
は穴のあいた壁体を有している。図５および６には、各
々の区画内に３個の箱７０が配置された状態が示されて
いる。かかる箱７０は下部多孔板６６に溶接されてい
る。次いで、（１つの区画について１枚ずつの）複数の
上部多孔板６８が箱７０の上面および隣接したはり５６
に溶接されている。
び１２本の特別に設計されたボルトを有している。な
お、構造上の要求条件が満たされる限り、はりやボルト
の正確な数は本発明にとって重要でない。図示のごとき
好適な実施の態様に基づく分解器はまた、はり５６の下
方のへり（図６参照）に溶接された下部多孔板６６をも
含んでいる。かかる下部多孔板６６および格子状のはり
５６は、触媒物質を充填した個別の箱７０を配置するた
めに役立つ１群の区画を形成する。なお、各々の箱７０
は穴のあいた壁体を有している。図５および６には、各
々の区画内に３個の箱７０が配置された状態が示されて
いる。かかる箱７０は下部多孔板６６に溶接されてい
る。次いで、（１つの区画について１枚ずつの）複数の
上部多孔板６８が箱７０の上面および隣接したはり５６
に溶接されている。
【００３３】各々の箱７０はステンレス鋼製の流通型ハ
ウジング内に分解器用触媒物質を充填したものである
が、この分解器用触媒物質はもつれた線または箔片、ひ
だを付けたリボン、多孔質の焼結金属複合体、蜂の巣状
構造物、あるいは大きい表面積／体積比を有するその他
任意の構造物として形成されていればよい。かかる箱７
０の壁体は、水の通過を許すような小さい開口を有して
いる。
ウジング内に分解器用触媒物質を充填したものである
が、この分解器用触媒物質はもつれた線または箔片、ひ
だを付けたリボン、多孔質の焼結金属複合体、蜂の巣状
構造物、あるいは大きい表面積／体積比を有するその他
任意の構造物として形成されていればよい。かかる箱７
０の壁体は、水の通過を許すような小さい開口を有して
いる。
【００３４】それぞれの箱７０の寸法および形状は、分
解器の形状をシュラウドヘッドドーム６０の形状に合わ
せるための必要に応じて異なっている。分解器４８を通
る流路長は少なくとも６インチであることが好ましい。
なお、分解器４８と原子炉の任意の静止部分との間には
最小２インチの間隙が存在している。それ故、シュラウ
ドヘッドの横断面積のうち、シュラウドヘッドドーム６
０の高さが小さくなっといるシュラウドヘッド隣接部分
７２には分解器用触媒物質が存在しない。水−蒸気混合
物が分解器４８を迂回して流れるのを防止するため、リ
ング５２と分解器用触媒物質との間の部分７２は（たと
えば）穴の無いステンレス鋼板によって遮断しなければ
ならない。なお、分解器用触媒物質の厚さが６インチを
越えると、分解器４８とシュラウドヘッドドーム６０と
の間に最小間隙を維持するための必要から流路面積は更
に減少する。
解器の形状をシュラウドヘッドドーム６０の形状に合わ
せるための必要に応じて異なっている。分解器４８を通
る流路長は少なくとも６インチであることが好ましい。
なお、分解器４８と原子炉の任意の静止部分との間には
最小２インチの間隙が存在している。それ故、シュラウ
ドヘッドの横断面積のうち、シュラウドヘッドドーム６
０の高さが小さくなっといるシュラウドヘッド隣接部分
７２には分解器用触媒物質が存在しない。水−蒸気混合
物が分解器４８を迂回して流れるのを防止するため、リ
ング５２と分解器用触媒物質との間の部分７２は（たと
えば）穴の無いステンレス鋼板によって遮断しなければ
ならない。なお、分解器用触媒物質の厚さが６インチを
越えると、分解器４８とシュラウドヘッドドーム６０と
の間に最小間隙を維持するための必要から流路面積は更
に減少する。
【００３５】炉心から流出した水−蒸気混合物は下部多
孔板６６の開口を通って上方に流れ、穴のあいた箱７０
の内部に充填された触媒物質を通過し、次いで上部多孔
板６８の開口を通って気水分離器のスタンドパイプ３０
に流入する。なお、前述のごとく、箱７０は補強された
金網から成り、そしてそれの内部に分解器用触媒物質が
充填されていればよい。かかる分解器用触媒物質は、も
つれた線または箔片あるいはひだを付けたリボンとして
形成されたステンレス鋼から成ることが好ましい。
孔板６６の開口を通って上方に流れ、穴のあいた箱７０
の内部に充填された触媒物質を通過し、次いで上部多孔
板６８の開口を通って気水分離器のスタンドパイプ３０
に流入する。なお、前述のごとく、箱７０は補強された
金網から成り、そしてそれの内部に分解器用触媒物質が
充填されていればよい。かかる分解器用触媒物質は、も
つれた線または箔片あるいはひだを付けたリボンとして
形成されたステンレス鋼から成ることが好ましい。
【００３６】以上、図５および６に示された特定の実施
の態様をもっぱら例示目的のために詳しく説明した。こ
の場合には分解器がシュラウドヘッドの内部に設置され
ているが、その他の分解器設置方法が可能であることは
原子力分野の技術者にとって自明であろう。本発明に基
づく分解器の幾何学的形状および位置は、それを設置す
べきＢＷＲの構造に依存する。なお、所定のＢＷＲに対
して本発明の分解器を使用する場合には、気水分離器に
流入する水−蒸気混合物の実質的に全部が分解器用触媒
物質の表面に沿って流れるように分解器を設計すること
が必要である。
の態様をもっぱら例示目的のために詳しく説明した。こ
の場合には分解器がシュラウドヘッドの内部に設置され
ているが、その他の分解器設置方法が可能であることは
原子力分野の技術者にとって自明であろう。本発明に基
づく分解器の幾何学的形状および位置は、それを設置す
べきＢＷＲの構造に依存する。なお、所定のＢＷＲに対
して本発明の分解器を使用する場合には、気水分離器に
流入する水−蒸気混合物の実質的に全部が分解器用触媒
物質の表面に沿って流れるように分解器を設計すること
が必要である。
【図１】従来のＢＷＲの部分切欠き斜視図である。
【図２】従来のＢＷＲ内の様々な部位について計算され
たＯ2 およびＨ2 Ｏ2 濃度を給水中の水素濃度に対して
示すグラフである。
たＯ2 およびＨ2 Ｏ2 濃度を給水中の水素濃度に対して
示すグラフである。
【図３】本発明の第１の好適な実施の態様に従ってＢＷ
Ｒ内に設置された分解器を示す概略構成図である。
Ｒ内に設置された分解器を示す概略構成図である。
【図４】本発明の第２の好適な実施の態様に従ってＢＷ
Ｒ内に設置された分解器を示す概略構成図である。
Ｒ内に設置された分解器を示す概略構成図である。
【図５】図３の好適な実施の態様に従ってシュラウドヘ
ッド内に取付けられた分解器を一層詳細に示す斜視図で
ある。
ッド内に取付けられた分解器を一層詳細に示す斜視図で
ある。
【図６】図５に示された分解器の一部分の断面図であ
る。
る。
１０ 原子炉圧力容器 １２ 給水入口 １４ 給水スパージャ １６ ダウンカマ区域 １８ 炉心シュラウド ２０ 炉心 ２２ 燃料集合体 ２４ 下部プレナム ２６ 上部プレナム ２８ シュラウドヘッド ３０ スタンドパイプ ３２ 気水分離器 ３３ 混合プレナム ３４ 蒸気乾燥器 ３６ 蒸気ドーム ３８ 蒸気出口 ４０ 再循環ポンプ ４２ ジェットポンプアセンブリ ４８ 分解器 ５２ リング ５４ シュラウドヘッドフランジ ５６ はり ５８ ブラケット ６０ シュラウドヘッドドーム ６２ ボルト ６４ ブロック ６６ 下部多孔板 ６８ 上部多孔板 ７０ ハウジングまたは箱
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 ロバート・ジェームズ・ロー アメリカ合衆国、カリフォルニア州、リバ ーモア、ヘルシンキ・ウエイ、1925番 (72)発明者 ジェームズ・エドワード・チャーンレイ アメリカ合衆国、カリフォルニア州、ギル ロイ、ハイド・パーク、6360番
Claims (10)
- 【請求項１】 燃料要素（２２）から成る炉心（２
０）、圧力容器（１０）と前記炉心との間に設けられた
環状のダウンカマ区域（１６）、前記圧力容器内に給水
を供給するための手段（１４）、前記炉心を通して前記
給水を流すことによって前記燃料要素を冷却するための
手段（４０）、および前記炉心から流出する混合物中の
蒸気と水相とを分離するための気水分離手段（３２）を
含んでいて、前記水相は前記気水分離手段から前記ダウ
ンカマ区域に流れるような原子炉において、前記気水分
離手段の上流側かつ前記燃料要素の下流側に過酸化水素
接触分解器（４８）が設置され、前記過酸化水素接触分
解器は水相および蒸気相を通過させる開放構造物内に触
媒物質を配置したものから成り、前記過酸化水素接触分
解器は前記気水分離手段に流入する水−蒸気混合物の実
質的に全部が前記過酸化水素接触分解器を通過するよう
に配置され、かつ前記触媒物質はその表面積／体積比が
大きく、このため前記過酸化水素接触分解器を通過する
前記水相の実質的に全部が前記触媒物質の表面近くを流
れて、前記気水分離手段から流出する前記水相中に溶解
した過酸化水素分子を水分子と酸素分子とに分解する反
応が前記触媒物質によって促進されることを特徴とする
原子炉。 - 【請求項２】 前記過酸化水素接触分解器が前記触媒物
質を内部に充填した収納手段（７０）から成ると共に、
前記収納手段は水相および蒸気相の通過を許すが前記触
媒物質の脱出は許さないような大きさの開口を有する請
求項１記載の原子炉。 - 【請求項３】 前記過酸化水素接触分解器が概して平面
状の構造を有する請求項２記載の原子炉。 - 【請求項４】 炉心シュラウド（１８）およびシュラウ
ドヘッド（２８）が更に含まれていて、前記過酸化水素
接触分解器が前記燃料要素と前記気水分離手段との間に
おいて前記シュラウドヘッドの内部に取付けられている
請求項３記載の原子炉。 - 【請求項５】 炉心シュラウド（１８）、シュラウドヘ
ッド（２８）、および前記シュラウドヘッドに連結され
た複数のスタンドパイプ（３０）が更に含まれていて、
前記過酸化水素接触分解器が前記スタンドパイプ内に設
置されている請求項２記載の原子炉。 - 【請求項６】 前記触媒物質が異相の表面を有する固体
物質から作られた、もつれた線または箔片として形成さ
れている請求項１記載の原子炉。 - 【請求項７】 前記触媒物質が異相の表面を有する固体
物質から作られた、ひだを付けたリボンとして形成され
ている請求項１記載の原子炉。 - 【請求項８】 前記触媒物質が多孔質の焼結金属複合体
から成る請求項１記載の原子炉。 - 【請求項９】 前記触媒物質がステンレス鋼から成る請
求項１記載の原子炉。 - 【請求項１０】 前記過酸化水素接触分解器が、前記触
媒物質を内部に充填した複数の有孔ハウジング（７
０）、前記ハウジングを支持するために役立つ格子状の
はり（５６）、前記はりおよび前記ハウジングに溶接さ
れた下部多孔板（６６）、並びに前記はりおよび前記ハ
ウジングに溶接された複数の上部多孔板（６８）から成
っていて、前記ハウジングは前記はりの間の空隙内に配
置されかつ前記上部多孔板と前記下部多孔板との間に挟
まれている請求項４記載の原子炉。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US982176 | 1992-11-25 | ||
| US07/982,176 US5285486A (en) | 1992-11-25 | 1992-11-25 | Internal passive hydrogen peroxide decomposer for a boiling water reactor |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH06222193A true JPH06222193A (ja) | 1994-08-12 |
Family
ID=25528905
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP5289693A Pending JPH06222193A (ja) | 1992-11-25 | 1993-11-19 | 原子炉 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (2) | US5285486A (ja) |
| EP (1) | EP0599617A1 (ja) |
| JP (1) | JPH06222193A (ja) |
| TW (1) | TW227615B (ja) |
Families Citing this family (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5515407A (en) * | 1994-08-25 | 1996-05-07 | Westinghouse Electric Corporation | Jet pump assembly for recirculating coolant through a recirculation loop of a boiling water reactor vessel |
| EP0858663B1 (en) * | 1995-10-31 | 2001-01-17 | Atomic Energy Of Canada Limited | Passive emergency hydrogen mitigation system for water-cooled nuclear reactors |
| US6259758B1 (en) | 1999-02-26 | 2001-07-10 | General Electric Company | Catalytic hydrogen peroxide decomposer in water-cooled reactors |
| US6945268B2 (en) * | 2003-02-12 | 2005-09-20 | General Electric Company | Particle build-up prevention in flowing systems |
| US20040258192A1 (en) * | 2003-06-16 | 2004-12-23 | General Electric Company | Mitigation of steam turbine stress corrosion cracking |
| JP5470099B2 (ja) * | 2010-03-05 | 2014-04-16 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 沸騰水型原子力プラントおよび蒸気乾燥器 |
| US8925766B2 (en) | 2012-01-05 | 2015-01-06 | Gojo Industries, Inc. | Peroxide powered product dispensing system |
| JP5875958B2 (ja) * | 2012-08-29 | 2016-03-02 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラントのガス処理設備 |
| EA034752B1 (ru) * | 2014-05-23 | 2020-03-17 | Хальдор Топсёэ А/С | Многоэлементная опорная балка для катализатора |
| US10839966B2 (en) * | 2017-05-10 | 2020-11-17 | Westinghouse Electric Company Llc | Vortex driven passive hydrogen recombiner and igniter |
Family Cites Families (27)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3284305A (en) * | 1947-06-02 | 1966-11-08 | Exxon Research Engineering Co | Process of producing energy by nuclear fission |
| US2721788A (en) * | 1950-08-25 | 1955-10-25 | Gen Electric | Decomposition of hydrogen peroxide |
| US2945794A (en) * | 1952-11-18 | 1960-07-19 | Charles E Winters | Neutronic reactor operational method and core system |
| US2863729A (en) * | 1953-02-27 | 1958-12-09 | Harold F Mcduffie | Combination of hydrogen and oxygen |
| US2961391A (en) * | 1956-07-27 | 1960-11-22 | King L D Percival | Water boiler reactor |
| US3663725A (en) * | 1970-04-23 | 1972-05-16 | Gen Electric | Corrosion inhibition |
| US4171350A (en) * | 1972-06-26 | 1979-10-16 | The Mead Corporation | Method for reacting hydrogen and oxygen in the presence of a liquid phase |
| US4014984A (en) * | 1972-10-27 | 1977-03-29 | Universal Oil Products Company | Recombining of dissociated hydrogen and oxygen |
| US3986839A (en) * | 1973-01-11 | 1976-10-19 | Licentia Patent-Verwaltungs-G.M.B.H. | Flow-guiding device for a catalytic converter |
| US4226675A (en) * | 1977-05-23 | 1980-10-07 | Comsip Delphi, Inc. | Method and apparatus for monitoring and measuring a gas |
| DE2748160C2 (de) * | 1977-10-27 | 1984-06-07 | Brown Boveri Reaktor GmbH, 6800 Mannheim | Einrichtung zur Begasung von Primärkühlmittel einer wassergekühlten Kernreaktoranlage |
| US4246235A (en) * | 1978-03-13 | 1981-01-20 | Engelhard Minerals & Chemicals Corporation | Horizontal flow catalytic reactor |
| DE2828153C3 (de) * | 1978-06-27 | 1984-07-26 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Kernreaktor mit einem flüssigen Kühlmittel |
| CA1141522A (en) * | 1980-11-03 | 1983-02-22 | Karl T. Chuang | Method of combining gaseous hydrogen and oxygen |
| FR2547744B1 (fr) * | 1983-06-27 | 1988-05-20 | Interox | Procede et appareil pour la production de produits gazeux par decomposition de liquides |
| US4574071A (en) * | 1983-09-30 | 1986-03-04 | Westinghouse Electric Corp. | Process for removing dissolved oxygen from water using hydrazine |
| US4789488A (en) * | 1983-11-10 | 1988-12-06 | Westinghouse Electric Corp. | Catalyzed oxygen removal with hydrogen for steam generator systems |
| US4842811A (en) * | 1985-02-05 | 1989-06-27 | Westinghouse Electric Corp. | Method for preventing oxygen corrosion in a boiling water nuclear reactor and improved boiling water reactor system |
| DE3614267A1 (de) * | 1986-04-26 | 1987-10-29 | Siemens Ag | Kernkraftwerk mit einem wassergekuehlten reaktordruckbehaelter |
| US5130081A (en) * | 1990-04-02 | 1992-07-14 | General Electric Company | Operation life of on-life boiling water reactors |
| JPH0422494A (ja) * | 1990-05-17 | 1992-01-27 | Komatsu Ltd | 排水の分解処理方法 |
| DE59103569D1 (de) * | 1990-07-12 | 1995-01-05 | Forschungszentrum Juelich Gmbh | Katalysator zur Beseitigung von Wasserstoff aus einer Wasserstoff, Sauerstoff und Dampf enthaltenden Atmosphäre. |
| DE4036126A1 (de) * | 1990-11-13 | 1992-05-14 | Grs Ges Reaktorsicherheit | Behaelter fuer katalysatoren zur oxidation von wasserstoff |
| JPH04259899A (ja) * | 1991-02-15 | 1992-09-16 | Hitachi Ltd | 沸騰水型原子炉 |
| US5135709A (en) * | 1991-05-13 | 1992-08-04 | General Electric Company | Method for reducing corrosion of components exposed to high-temperature water |
| US5147602A (en) * | 1991-05-20 | 1992-09-15 | General Electric Company | Corrosion resistant high chromium stainless steel alloy |
| US5164152A (en) * | 1991-08-02 | 1992-11-17 | General Electric Company | Method for reducing flow assisted corrosion of carbon steel components |
-
1992
- 1992-11-25 US US07/982,176 patent/US5285486A/en not_active Expired - Fee Related
-
1993
- 1993-05-21 US US08/065,964 patent/US5515406A/en not_active Expired - Fee Related
- 1993-06-29 TW TW082105189A patent/TW227615B/zh active
- 1993-11-19 JP JP5289693A patent/JPH06222193A/ja active Pending
- 1993-11-24 EP EP93309355A patent/EP0599617A1/en not_active Withdrawn
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| TW227615B (ja) | 1994-08-01 |
| EP0599617A1 (en) | 1994-06-01 |
| US5515406A (en) | 1996-05-07 |
| US5285486A (en) | 1994-02-08 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5287392A (en) | Internal passive water recombiner/hydrogen peroxide decomposer for a boiling water reactor | |
| US6793883B2 (en) | Application of catalytic nanoparticles to high temperature water systems to reduce stress corrosion cracking | |
| KR100269019B1 (ko) | 금속의 응력 부식균열을 방지하기 위한 균열부 내부의 귀금속 도핑 또는 피복 | |
| EP2136375B1 (en) | Combinatorial heterogeneous-homogeneous reactor | |
| EP1489625A1 (en) | Process to mitigate stress corrosion cracking of structural materials in high temperature water | |
| JPH06222193A (ja) | 原子炉 | |
| US3400049A (en) | Steam cooled nuclear reactor power system | |
| KR100264466B1 (ko) | 수냉식 원자로의 스테인리스강 부재 또는 그와 관련된 구성 부재의 부식 감소방법 | |
| JPS62158901A (ja) | 二重管型蒸気発生器 | |
| JPH07151898A (ja) | 受動接触アンモニア転化器を設けた原子炉 | |
| JPH0772293A (ja) | 接触反応器カートリッジ | |
| US4654185A (en) | Deep beam reactor vessel head and nuclear reactor including same | |
| US3238107A (en) | Flux-trap research and testing nuclear reactor | |
| DE2226697A1 (de) | Verfahren und vorrichtung zur wasserstoff-sauerstoff-kombination | |
| EP1703523B1 (en) | Methods of reducing hydrogen absorption in zirconium alloys of nuclear fuel assembly | |
| JP5632272B2 (ja) | 原子炉格納容器の水素処理設備 | |
| US3498879A (en) | Nuclear reactor control using neutron absorption fluid | |
| DE3614267A1 (de) | Kernkraftwerk mit einem wassergekuehlten reaktordruckbehaelter | |
| RU2756230C1 (ru) | Ядерный реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем | |
| RU2059299C1 (ru) | Ядерный реактор и способ очистки тепловыделяющих сборок ядерного реактора | |
| JPH10232297A (ja) | 可燃性ガスの再結合処理方法とその気体廃棄物処理設備 | |
| Steinberg et al. | The utilization of fission fragment energy for the fixation of nitrogen | |
| EP0125325A1 (en) | Nuclear reactor | |
| EA042239B1 (ru) | Ядерный реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем | |
| Regan et al. | Design and safety aspects of the nuclear reactors for Koeberg power station |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A02 | Decision of refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A02 Effective date: 20030430 |