JPH08313664A

JPH08313664A - 超臨界圧軽水冷却原子炉プラント

Info

Publication number: JPH08313664A
Application number: JP7122084A
Authority: JP
Inventors: Kazunari Ishida; 一成石田; Naoto Uetake; 直人植竹; Makoto Nagase; 誠長瀬
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1995-05-22
Filing date: 1995-05-22
Publication date: 1996-11-29

Abstract

(57)【要約】【目的】超臨界圧軽水冷却原子炉プラントのタービン建
屋における作業者の被曝量を低減する。【構成】核燃料を炉心１に装備した超臨界圧軽水冷却原
子炉圧力容器２の冷却材出口とタービン４の冷却材入口
を配管で接続し、タービン４の冷却材出口と復水器５を
配管１２で接続し、復水器５と冷却材浄化装置６を配管
１３で接続し、冷却材浄化装置６と給水ポンプ７を配管
１４で接続し、給水ポンプ７と給水加熱器８を配管１５
で接続し、給水加熱器８と前記圧力容器２の冷却材入口
を配管１６で接続し、加えてタービン４の冷却材抽出部
と給水加熱器８を配管１７で接続して構成した超臨界圧
軽水冷却原子炉プラントにおいて、圧力容器２の冷却材
出口とタービン４の冷却材入口を接続する前記配管に、
この配管を流れる冷却材中の放射性物質を除去する放射
性物質除去装置３を介装した。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は超臨界圧軽水冷却原子炉
プラントに係り、特に直接サイクル型超臨界圧軽水冷却
原子炉プラントに関する。

【０００２】

【従来技術】発電用原子炉の１つとして軽水を冷却材と
して用いる沸騰水型原子炉（以下、ＢＷＲと呼ぶ。）が
ある。ＢＷＲは圧力容器内で水を沸騰させ、それにより
生じる飽和蒸気を直接主蒸気系配管を通してタービンに
送ることにより発電を行っている。

【０００３】ＢＷＲにおいて、給水に混じって炉水に持
ち込まれた不純物が放射化することによって生じる放射
性物質や炉内構造材が直接放射化することにより生じ炉
水に溶出する放射性物質には、Ｃｏ，Ｆｅ，Ｃｒ，Ｍｎ
の放射性同位元素がある。これらは燃料被覆管上に付着
させたり、主蒸気系とは別に設けられた再循環系配管に
設置された冷却材浄化装置に炉水を通すことにより、炉
水、すなわち冷却材から取り除かれている。また、これ
らの放射性同位元素は揮発性でなく、飽和蒸気にほとん
ど溶け込まないので、タービンに放射性物質が持ち込ま
れることはほとんどない。前記放射性物質のほかに冷却
材である水が放射化することによって生じるＮ（窒素）
の放射性同位元素は、一部揮発性の化学形態を形成する
ため飽和蒸気に溶け込んでタービンに持ち込まれるが、
半減期が短くかつ量が少ないため容認できるレベルにあ
る。

【０００４】冷却材を超臨界圧まであげて用いる軽水冷
却原子炉として、直接サイクル型超臨界圧軽水冷却原子
炉（ＳＣＬＷＲ；supercritical -pressure light wate
r reactor）を用いた原子炉プラントが考えられてい
る。この原子炉プラントは図２に示すように、核燃料を
炉心１に装備する圧力容器２とタービン４と復水器５と
給水ポンプ７と給水加熱器８を配管で接続するという構
成を持つ。本原子炉プラントでは、圧力容器内で、水
を、種々の物質を溶解する点では液体的な挙動を示し圧
縮膨張の点では圧力によりその密度を任意に変えること
ができ気体的な挙動を示すという性質を持つ、超臨界状
態の水（温度が３７４．１５℃以上で圧力が２２．１１
ＭＰａ以上の水。以下、超臨界水と呼ぶ。）にして、そ
れを直接配管を通してタービンに送ることにより発電を
行う。冷却材の軽水を超臨界水にして用いることにより
従来のＢＷＲと比較して熱効率の大幅な向上と、炉心と
タービン系の簡素化が可能と考えられている。

【０００５】ＳＣＬＷＲにおいては、冷却材はすべてタ
ービンに送られるため、冷却材の浄化は低圧の給水系で
行うことが東京大学工学部付属原子力工学研究施設の報
告書のＵＴＬＮ−Ｒ０３０６「超臨界圧軽水冷却炉」
（１９９４年３月）に記載されている。

【０００６】

【発明が解決しようとする課題】ＳＣＬＷＲではＢＷＲ
の場合と異なり炉心で沸騰が起こらないため、炉水中の
不純物が燃料被覆管上に付着する量が減少する。よって
燃料被覆管上に付着して放射化することにより生じる放
射性物質の量は減る。また燃料被覆管上に付着保持され
る放射性物質の量も減る。

【０００７】また、ＢＷＲの燃料被覆管はＺｒ合金を使
用しているが、ＳＣＬＷＲの燃料被覆管はステンレス鋼
を使用するため直接放射化することにより生じ炉水に入
る放射性物質の量は増加する。加えて、配管を通してタ
ービンに送られる冷却材はＢＷＲでは飽和蒸気である
が、ＳＣＬＷＲでは超臨界水であるため、飽和蒸気の場
合と異なり超臨界水には放射性物質が溶け込み、不揮発
性の放射性物質も圧力容器から直接タービン建屋に持ち
込まれる可能性がある。

【０００８】よってＳＣＬＷＲを用いたプラントでは、
現在のＢＷＲを用いたプラントより放射線量が増加し、
作業者の被曝量が増加する可能性がある。

【０００９】本発明はタービン建屋における作業者の被
曝量を低減できる装置を備えた超臨界圧軽水冷却原子炉
プラントを提供することを目的とする。

【００１０】

【課題を解決するための手段】前記の目的を達成するた
めに本発明は以下のことを行う。

【００１１】（１）圧力容器内の核燃料が設置されてい
る領域と圧力容器の冷却材出口の間か、または圧力容器
の冷却材出口とタービンの冷却材入口を接続する配管
に、冷却材中の放射性物質を除去する放射性物質除去装
置を設置する。

【００１２】（２）タービンの冷却材出口と圧力容器の
冷却材入口とを接続する配管もしくは圧力容器に、冷却
材中の放射性物質を前記放射性物質除去装置で容易に除
去できる化学形態あるいは物理形態にするための物質を
注入する形態変換物質注入装置を設置する。

【００１３】（３）タービンの冷却材出口と圧力容器の
冷却材入口とを接続する配管もしくは圧力容器に、冷却
材中の放射性物質を放射性物質除去装置で容易に除去で
きるように、冷却材である水の水質を調整するための物
質を注入する水質調整装置を設置する。

【００１４】（４）冷却材の水質を測定する測定手段
と、測定手段による測定結果に基づいて前記形態変換物
質注入装置または前記水質調整装置の物質注入量を制御
する制御手段を備える。

【００１５】（５）前記放射性物質除去装置を、Ｆｅを
含む合金かＴｉを含む合金かＦｅ，Ｖ，Ｍｎ，Ｎｂ，Ｚ
ｒ，Ｍｏ，Ｗ，Ｔｉを少なくとも一つ含む酸化物のうち
１つまたは複数を吸着材として使用するものとする。

【００１６】（６）形態変換物質注入装置をα−Ｆｅ₂
Ｏ₃を注入するものとする。

【００１７】（７）水質調整装置が水素を注入する手段
を備え、放射性物質除去装置がアンモニアを吸着する吸
着材を備えたものとする。

【００１８】（８）放射性物質除去装置を、Ｍｎ、Ｃ
ｒ、Ｃｏ，Ｆｅの放射性同位元素を除去するものとす
る。

【００１９】（９）前記放射性物質除去装置と前記ター
ビンの冷却材入口とを接続する配管に、前記形態変換物
質注入装置または前記水質調整装置で注入した物質を除
去する注入物質除去装置か、あるいは前記形態変換物質
注入装置または前記水質調整装置で注入した物質が無害
となるようにその化学形態あるいは物理形態を変化させ
る物質を注入する無害化物質注入装置を設置する。

【００２０】

【作用】本発明によれば、圧力容器内の核燃料が設置さ
れている領域と圧力容器の冷却材出口の間か、または圧
力容器出口とタービンの冷却材入口を接続する配管に設
置した放射性物質除去装置により、冷却材中の放射性物
質を十分に除去できる。よってタービン建屋に持ち込ま
れる放射性物質の量を減らすことができるので、タービ
ン建屋における放射線量率が少なくなる。従って、作業
者のタービン建屋における被曝量が低減される。

【００２１】形態変換物質注入装置は、冷却材中の放射
性物質を前記放射性物質除去装置で容易に除去できる化
学形態あるいは物理形態にするための物質を、タービン
の冷却材出口と圧力容器の冷却材入口とを接続する配管
もしくは圧力容器に直接注入する。冷却材中の放射性物
質は注入された該物質と反応し、前記放射性物質除去装
置で容易に除去できる化学形態あるいは物理形態に変化
する。

【００２２】水質調整装置は、タービンの冷却材出口と
圧力容器の冷却材入口とを接続する配管もしくは圧力容
器に、冷却材である水の水質を調整するための物質を注
入する。炉心で生成される放射性物質のなかには、例え
ば ¹⁶Ｎのように、冷却材の水素濃度により化学形態を
変化させるものがある。このような放射性物質に対して
は、冷却材の水質を、その中の放射性物質を放射性物質
除去装置で容易に除去できるような化学形態に変化させ
る水質に調整することにより、放射性物質除去装置の除
去効果を向上させる。

【００２３】注入物質除去装置は、前記形態変換物質注
入装置または前記水質調整装置で冷却材中に注入された
物質でタービンあるいはプラントに悪影響をおよぼすお
それがあるものがある場合、前記放射性物質除去装置の
下流側（タービン側）でそれらの物質を冷却材から除去
し、冷却材中に残存するそれらの物質がタービンに悪影
響をあたえるのを防止する。

【００２４】無害化物質注入装置は、前記形態変換物質
注入装置または前記水質調整装置で冷却材中に注入され
た物質でタービンあるいはプラントに悪影響をおよぼす
おそれがあるものがある場合、前記放射性物質除去装置
の下流側（タービン側）でそれらの物質と反応してその
化学形態あるいは物理形態を変化させ無害な物質にする
物質を冷却材に注入する。例えば、冷却材中に水質調整
装置で注入された水素が存在する場合、酸素を注入して
冷却材中に残存するそれらの水素に結合させて水に変
え、悪影響をあたえるのを防止する。

【００２５】

【実施例】図１を用いて本発明の直接サイクル型超臨界
圧軽水冷却原子炉プラントの第１の実施例を説明する。
本実施例は核燃料を炉心１に装備した圧力容器２の冷却
材出口と原子炉建屋に設置された放射性物質除去装置３
を配管１０で接続し、この放射性物質除去装置３とター
ビン建屋に配置されたタービン４の冷却材入口を配管１
１で接続し、タービン４の冷却材出口と復水器５を配管
１２で接続し、復水器５と冷却材浄化装置６を配管１３
で接続し、冷却材浄化装置６と給水ポンプ７を配管１４
で接続し、給水ポンプ７と給水加熱器８を配管１５で接
続し、給水加熱器８と圧力容器２の冷却材入口を配管１
６で接続し、加えてタービン４に流入した冷却材の一部
を抽出するタービン４の部分と給水加熱器８を配管１７
で接続した構成を持つＳＣＬＷＲプラントである。

【００２６】この構成によれば、冷却材である水は炉心
１で加熱されて超臨界水になり、圧力容器２の冷却材出
口を通って配管１０を経て放射性物質除去装置３を通
り、配管１１を経てタービン４に入る。このとき炉心１
で生成した放射性物質は冷却材に溶け込むが、冷却材に
伴って放射性物質除去装置３に持ち込まれ、そこで十分
に除去されるため、タービン建屋にはほとんど持ち込ま
れない。

【００２７】前記放射性物質除去装置３で除去すべき放
射性物質には半減期の長い⁶⁰Ｃｏや⁵⁸Ｃｏ、⁵¹Ｃｒ、⁵⁴
Ｍｎ、⁵⁹Ｆｅなどの、金属イオンまたは金属酸化物の浮
遊物（以下クラッドと呼ぶ。）と、半減期の短い¹⁶Ｎを
含むＮＯｘやＮＨｘのイオン（冷却材である水の水質に
よりその化学形態が異なる。）がある。

【００２８】半減期の長い⁶⁰Ｃｏなどの金属イオンまた
はクラッドについてはフィルタなどを用いて除去すれば
よい。例えばイオン、クラッドとも吸着できる多孔質セ
ラミック管表面にＦｅＴｉＯ₃化合物を主成分とする吸
着剤を溶射して成る高温浄化用イオンフィルタのような
吸着剤を用いたフィルタや、電磁気力を用いてイオン成
分や磁性成分を除去するフィルタがある。フィルタで用
いる吸着剤としてはＦｅ、Ｔｉ合金やＦｅ、Ｍｎ、Ｔ
ｉ、Ｖ、Ｎｂ、Ｚｒ、Ｍｏ、Ｗを少なくとも１つ含む酸
化物があげられる。

【００２９】半減期の短い¹⁶Ｎを含むＮＯｘやＮＨｘの
イオンについては、⁶⁰Ｃｏなどと同様にフィルタを用い
たり、放射能を減衰させるための一時保持装置を用いれ
ばよい。フィルタとして例えば高温でもアンモニアを吸
着できるゼオライトを吸着剤としたものがある。

【００３０】フィルタとしては耐高温高圧、耐放射線に
すぐれ、高い除去能力を持つもの、例えば高温浄化用イ
オンフィルタが望ましい。また、冷却材の圧力損失が小
さく、原子炉の運転期間中交換する必要がないフィルタ
が望ましい。更に、交換が容易にできるものが望まし
い。

【００３１】本実施例では放射性物質除去装置３を、原
子炉建屋内の、圧力容器２の冷却材出口とタービン４を
接続する配管に設置した例をあげているが、圧力容器２
内の核燃料が設置されている領域と圧力容器２の冷却材
出口の間に設置することもできる。例えば、従来のＢＷ
Ｒにおいて、ドライヤーやセパレータが配置されている
場所に設置すれば、タービン４に導かれる冷却材の全量
が放射性物質除去装置３を通過するようにすることがで
きる。この場所に設置することにより、放射性物質除去
装置３で保持されている放射性物質から出る放射線の遮
蔽を考える必要がなくなる。また、フィルタ交換は燃料
交換時に行うことになるので、燃料と同じ扱いをするこ
とができる。また、圧力容器２の冷却材出口とタービン
４の冷却材入り口を結ぶ配管が、原子炉建屋を通ること
なく、あるいは通っていても放射性物質除去装置３を配
置するだけのスペースが得られない場合には、圧力容器
２の外部で、原子炉格納容器（図示せず）の内部に放射
性物質除去装置３を配置すればよい。

【００３２】次に図３を用いて本発明のＳＣＬＷＲプラ
ントの第２の実施例を説明する。この実施例は第１の実
施例のＳＣＬＷＲプラントにおいて、冷却材浄化装置６
の冷却材出口に形態変換物質注入装置３０１を配管１４
Ａで接続し、この形態変換物質注入装置３０１の冷却材
出口と給水ポンプ７を配管１４Ｂで接続したものであ
る。形態変換物質注入装置３０１はタービン４の冷却材
出口から圧力容器２の冷却材入口とを接続する配管１３
〜１６のいずれかに設置すればよいが、冷却材の圧力が
低いため物質を注入しやすくかつ注入した物質を無駄な
く炉心に送ることができるという点で冷却材浄化装置６
と給水ポンプ７を接続する配管１４に設置するのが望ま
しい。

【００３３】この構成によれば、放射性物質を放射性物
質除去装置３で容易に除去できる化学形態あるいは物理
形態にするための物質が形態変換物質注入装置３０１で
冷却材中に注入され、冷却材とともに配管１４Ｂ，給水
ポンプ７，配管１５，給水加熱器８，配管１６を通り、
圧力容器２冷却材入口を経て炉心１に入る。

【００３４】炉心１で生じ冷却材に溶け込んだ放射性物
質は、前記物質と相互作用し放射性物質除去装置３で容
易に除去できる化学形態あるいは物理形態になり、冷却
材に伴って放射性物質除去装置３に入り、ここで除去さ
れる。

【００３５】注入する物質の例として酸化鉄の１つであ
るα−Ｆｅ₂Ｏ₃がある。第１の実施例の放射性物質除去
装置３の例の中であげた高温浄化用イオンフィルタはイ
オンよりもクラッドのほうが除去効率が良いという性質
があるので、放射性物質をイオンよりもクラッドの形に
したほうが放射性物質を効率良く除去できる。また電磁
力を用いたフィルタについては放射性物質を磁性体にし
たほうがより効率良く冷却材から除去できる。α−Ｆｅ
₂Ｏ₃はクラッドで ⁶⁰Ｃｏなどのイオンを吸着しやす
く、かつそれらと反応して磁性を持った金属酸化物を作
るのでこれに適している。

【００３６】尚、放射性物質除去装置３で容易に除去で
きる化学形態あるいは物理形態は、そこで使用するフィ
ルタや吸着材に依存するのでそれにあった物質を注入す
る必要がある。

【００３７】次に図４を用いて本発明のＳＣＬＷＲプラ
ントの第３の実施例を説明する。この実施例は第２の実
施例のＳＣＬＷＲプラントにおいて、冷却材浄化装置６
と形態変換物質注入装置３０１を接続する配管１４Ａ
に、冷却材である水の水質を調整するための物質を注入
する水質調整装置４０１を介装したものであり、他の構
成は第２の実施例と同じであるので説明は省略する。水
質調整装置４０１も、形態変換物質注入装置３０１と同
様に、タービン４の冷却材出口から圧力容器２の冷却材
入口とを接続する配管に設置すればよいが、冷却材の圧
力が低いため物質を注入しやすくかつ注入した物質を無
駄なく炉心１に送ることができるという点で冷却材浄化
装置６と給水ポンプ７を接続する配管に設置するのが望
ましい。

【００３８】この構成によれば、水質調整装置４０１で
冷却材である水の水質を調整するための物質が注入さ
れ、水質調整が行われた冷却材が配管を経て圧力容器２
の冷却材入口を通って炉心１に入る。

【００３９】水質を調整するため注入する物質の第１の
例としてＫＯＨやＮａＯＨがある。第２の実施例であげ
た形態変換物質注入装置３０１で注入する物質の一例で
あるα−Ｆｅ₂Ｏ₃は、ｐＨが高いほどＣｏイオンの吸着
量は大きいという性質を持つので、ｐＨが高いほうが放
射性物質を効率良く除去できる。ＫＯＨやＮａＯＨは水
に溶け易くかつ溶解するとｐＨをあげるのでこれに適し
ている。

【００４０】水質を調整するため注入する物質の第２の
例として水素がある。炉心で冷却材である水が中性子照
射を受けることによって生じる ¹⁶Ｎは水質（水素濃
度）により化学形態が異なるが、水素を注入した水質環
境では ¹⁶Ｎはアンモニアになり易い。第１の実施例の
放射性物質除去装置３のフィルタの例の中であげたゼオ
ライトは¹⁶Ｎを含む化合物の内アンモニアを吸着できる
ので、¹⁶Ｎをアンモニアの形態にすればより効率良く¹⁶
Ｎを冷却材から除去できる。

【００４１】次に図５を用いて本発明のＳＣＬＷＲプラ
ントの第４の実施例を説明する。この実施例は第３の実
施例のＳＣＬＷＲプラントにおいて、放射性物質除去装
置３の冷却材出口とタービン４の冷却材入り口を結ぶ配
管１１に、タービン４に悪影響を及ぼす注入物質を除去
する注入物質除去装置５０１を介装したもので、他の構
成は第３の実施例と同じであり、それらについては説明
を省略する。

【００４２】この構成によれば、冷却材は形態変換物質
注入装置３０１または水質調整装置４０１で注入された
物質の残留物を伴って放射性物質除去装置３から出て配
管を通って注入物質除去装置５０１に入る。ここで注入
された物質の内、すくなくともタービン４で悪影響を及
ぼすものは除去され、冷却材は残りの物質を伴ってター
ビン４へ入る。

【００４３】注入物質除去装置５０１の機能の例とし
て、第３の実施例の水質調整装置４０１で注入した水素
への対策があげられる。冷却材中に溶け込んでいた水素
はタービン４で外部に放出され、タービン建屋における
水素濃度を高める可能性がある。従ってタービン４に入
る前に冷却材中の水素を除去してやる必要がある。除去
の方法として水素吸蔵合金（例えばＺｒ）に水素を吸収
させることにより除去するという方法と、酸素注入して
水素と反応させ水に変えるという化学形態を変える方法
があり、本実施例の注入物質除去装置５０１は水素吸蔵
合金を内蔵し、これに水素を吸収させることにより除去
する。注入物質除去装置５０１の代わりに冷却材に酸素
を注入する手段を持つ注入物質無害化装置を設け、冷却
材中に酸素を注入することで冷却材中の水素と酸素を結
合させて無害な水にするようにしてもよい。これらの方
法を使うことにより水素をタービンに持ち込むことを防
ぐことができる。

【００４４】次に図６を用いて本発明のＳＣＬＷＲプラ
ントの第５の実施例を説明する。この実施例が図５に示
す第４の実施例のＳＣＬＷＲプラントと異なるのは、圧
力容器２の冷却材出口と放射性物質除去装置３を接続す
る配管１０と、放射性物質除去装置３と注入物質除去装
置５０１とを結ぶ配管１１Ａに、冷却材の水質を測定す
る測定手段を備えたサンプリング装置６０１、６０２を
それぞれ設置し、その測定手段による測定結果に基づい
て形態変換物質注入装置３０１または水質調整装置４０
１または注入物質除去装置５０１の物質注入量を制御す
る制御手段６０３を備えた点である。他の構成は第４の
実施例と同様であるので、同一の符号を付して詳細な説
明は省略する。

【００４５】この構成によれば、制御手段６０３が、圧
力容器２の冷却材出口と放射性物質除去装置３を接続す
る配管１０に設置したサンプリング装置６０１による測
定結果に基づき形態変換物質注入装置３０１または水質
調整装置４０１の物質注入量を制御し、放射性物質除去
装置３と注入物質除去装置５０１とを結ぶ配管１１Ａに
設置したサンプリング装置６０２による測定結果に基づ
き注入物質除去装置５０１の物質注入量を制御する。

【００４６】水質調整装置４０１で水素注入を行い、注
入物質除去装置５０１で酸素注入を行う場合の制御例を
図７を用いて説明する。炉心１で発生した放射性の窒素
化合物は水質調整装置４０１で注入された水素と反応し
てＮＯｘイオンとＮＨｘイオンになり、冷却材に伴って
圧力容器２の冷却材出口を通って放射性物質除去装置３
へ流れる。その途中にあるサンプリング装置６０１でＮ
ＯｘイオンとＮＨｘイオンの量が調べられる。ＮＨｘイ
オンの割合が増減する時は、ＮＨｘになりうる窒素化合
物が残っているということであるので、水素注入量を増
加させる必要がある。ＮＨｘイオンの量が減少した時
は、水素の量が過剰になっている可能性があるので、Ｎ
Ｈｘイオンの割合が変わるところまで水素の注入量を減
少させる必要がある。その他の時は水素の注入量を一定
にしておけばよい。これにより水質調整装置４０１での
水素注入量を最適化できる。

【００４７】放射性物質除去装置３から出てきた冷却材
は、配管１１Ａを通って注入物質除去装置５０１に入
る。その途中にあるサンプリング装置６０２で残留水素
の量が調べられる。その結果に基づき、残留水素を水に
変えるのに十分な量の酸素が、注入物質除去装置５０１
で注入される。これにより水素が冷却材に混じってター
ビン４に持ち込まれないようにすることができる。形態
変換物質注入装置３０１でα−Ｆｅ₂Ｏ₃を注入する場合
は、放射性金属イオンと放射性金属クラッドの割合をサ
ンプリング装置６０１で調べ、放射性クラッドの割合が
最大となるようにα−Ｆｅ₂Ｏ₃注入量を制御すればよ
い。

【００４８】

【発明の効果】本発明によれば直接サイクル型超臨界圧
軽水冷却原子炉プラントにおいて、放射性物質除去装置
を設置することにより、冷却材中の放射性物質を十分に
除去できるので、タービン建屋に持ち込まれる放射性物
質の量を減らすことができる。この結果タービン建屋に
おける放射線量率が低減され、作業者の被曝量を低減す
ることができる。

【００４９】さらに形態変換物質注入装置または水質調
整装置を設置し、更に冷却材の水質を測定する測定手段
とこの測定手段による測定結果に基づいて形態変換物質
注入装置または水質調整装置の物質注入量を制御する制
御手段を備えることにより、効率良く冷却材中の放射性
物質を除去でき、更に廃棄物の発生量を低くおさえるこ
とができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の第１の実施例であるＳＣＬＷＲプラン
トの要部構成を示すブロック図である。

【図２】従来のＳＣＬＷＲプラントの要部構成を示すブ
ロック図である。

【図３】本発明の第２の実施例であるＳＣＬＷＲプラン
トの要部構成を示すブロック図である。

【図４】本発明の第３の実施例であるＳＣＬＷＲプラン
トの要部構成を示すブロック図である。

【図５】本発明の第４の実施例であるＳＣＬＷＲプラン
トの要部構成を示すブロック図である。

【図６】本発明の第５の実施例であるＳＣＬＷＲプラン
トの要部構成を示すブロック図である。

【図７】水質調整装置で水素を注入した時の水質調整装
置と注入物質除去装置の制御例を示す手順図である。

【符号の説明】

１炉心２圧力容器３放射性物質除去装置４タービン５復水器６冷却材浄化装置７給水ポンプ８熱交換機１０，１１，１２，１３配管１４，１５，１６，
１７配管３０１形態変換物質注入装置４０１水質調整装
置５０１注入物質除去装置６０１，６０２サ
ンプリング装置６０３制御手段

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】核燃料を装備した圧力容器と、該圧力容
器で加熱された冷却材を動力源とするタービンと、前記
圧力容器の冷却材出口と該タービンの冷却材入口、該タ
ービンの冷却材出口と前記圧力容器の冷却材入り口をそ
れぞれ接続する配管とを備え、冷却材を超臨界圧で使用
する超臨界圧軽水冷却原子炉プラントにおいて、前記圧
力容器内の核燃料が設置されている領域と前記圧力容器
の冷却材出口の間か、または前記圧力容器の冷却材出口
と前記タービンの冷却材入り口を接続する配管に、前記
冷却材中の放射性物質を除去する放射性物質除去装置を
設置したことを特徴とする超臨界圧軽水冷却原子炉プラ
ント。
【請求項２】請求項１に記載の超臨界圧軽水冷却原子
炉プラントにおいて、前記冷却材中の放射性物質を前記
放射性物質除去装置で容易に除去できる化学形態あるい
は物理形態にするための物質を、前記タービンの冷却材
出口と前記圧力容器の冷却材入口とを接続する配管もし
くは前記圧力容器に注入する、形態変換物質注入装置を
設置したことを特徴とする超臨界圧軽水冷却原子炉プラ
ント。
【請求項３】請求項１または２に記載の超臨界圧軽水
冷却原子炉プラントにおいて、冷却材の水質を調整する
ための物質を、前記タービンの冷却材出口と前記圧力容
器の冷却材入口とを接続する配管もしくは前記圧力容器
に注入する、水質調整装置を設置したことを特徴とする
超臨界圧軽水冷却原子炉プラント。
【請求項４】核燃料を装備した圧力容器と、該圧力容
器で加熱された冷却材を動力源とするタービンと、前記
圧力容器の冷却材出口と該タービンの冷却材入口、該タ
ービンの冷却材出口と前記圧力容器の冷却材入り口をそ
れぞれ接続する配管とを備え、冷却材を超臨界圧で使用
する超臨界圧軽水冷却原子炉プラントにおいて、前記圧
力容器内の核燃料が設置されている領域と前記圧力容器
の冷却材出口の間か、または前記圧力容器の冷却材出口
と前記タービンの冷却材入り口を接続する配管に、前記
冷却材中の放射性物質を除去する放射性物質除去装置を
設置し、前記冷却材中の放射性物質を前記放射性物質除
去装置で容易に除去できる化学形態あるいは物理形態に
するための物質を、前記タービンの冷却材出口と前記圧
力容器の冷却材入口とを接続する配管もしくは前記圧力
容器に注入する、形態変換物質注入装置を設置し、更に
前記冷却材の水質を測定する測定手段と、前記測定手段
による測定結果に基いて前記形態変換物質注入装置の物
質注入量を制御する制御手段を備えたことを特徴とする
超臨界圧軽水冷却原子炉プラント。
【請求項５】核燃料を装備した圧力容器と、該圧力容
器で加熱された冷却材を動力源とするタービンと、前記
圧力容器の冷却材出口と該タービンの冷却材入口、該タ
ービンの冷却材出口と前記圧力容器の冷却材入り口をそ
れぞれ接続する配管とを備え、冷却材を超臨界圧で使用
する超臨界圧軽水冷却原子炉プラントにおいて、前記圧
力容器内の核燃料が設置されている領域と前記圧力容器
の冷却材出口の間か、または前記圧力容器の冷却材出口
と前記タービンの冷却材入口を接続する配管に、前記冷
却材中の放射性物質を除去する放射性物質除去装置を設
置し、前記タービンの冷却材出口と前記圧力容器の冷却
材入口とを接続する配管に前記冷却材の水質を調整する
ための物質を注入する水質調整装置を設置し、更に前記
冷却材の水質を測定する測定手段と、前記測定手段によ
る測定結果に基づいて前記水質調整装置の物質注入量を
制御する制御手段を備えたことを特徴とする超臨界圧軽
水冷却原子炉プラント。
【請求項６】核燃料を装備した圧力容器と、該圧力容
器で加熱された冷却材を動力源とするタービンと、前記
圧力容器の冷却材出口と該タービンの冷却材入口、該タ
ービンの冷却材出口と前記圧力容器の冷却材入り口をそ
れぞれ接続する配管とを備え、冷却材を超臨界圧で使用
する超臨界圧軽水冷却原子炉プラントにおいて、前記圧
力容器内の核燃料が設置されている領域と前記圧力容器
の冷却材出口の間か、または前記圧力容器の冷却材出口
と前記タービンの冷却材入り口を接続する配管に、前記
冷却材中の放射性物質を除去する放射性物質除去装置を
設置し、前記冷却材中の放射性物質を前記放射性物質除
去装置で容易に除去できる化学形態あるいは物理形態に
するための物質を、前記タービンの冷却材出口と前記圧
力容器の冷却材入口とを接続する配管もしくは前記圧力
容器に注入する、形態変換物質注入装置を設置し、か
つ、前記タービンの冷却材出口と前記圧力容器の冷却材
入口とを接続する配管に前記冷却材の水質を調整するた
めの物質を注入する水質調整装置を設置し、更に前記冷
却材の水質を測定する測定手段と、前記測定手段による
測定結果に基いて前記形態変換物質注入装置の物質注入
量と前記水質調整装置の物質注入量を制御する制御手段
を備えたことを特徴とする超臨界圧軽水冷却原子炉プラ
ント。
【請求項７】核燃料を装備した圧力容器と、該圧力容
器で加熱された冷却材を動力源とするタービンと、前記
圧力容器の冷却材出口と該タービンの冷却材入口、該タ
ービンの冷却材出口と前記圧力容器の冷却材入り口をそ
れぞれ接続する配管とを備え、冷却材を超臨界圧で使用
する超臨界圧軽水冷却原子炉プラントにおいて、前記圧
力容器内の核燃料が設置されている領域と前記圧力容器
の冷却材出口の間か、または前記圧力容器の冷却材出口
と前記タービンの冷却材入口を接続する配管に前記冷却
材中の放射性物質を除去する放射性物質除去装置を設置
し、前記タービンの冷却材出口から前記圧力容器の冷却
材入口とを接続する配管に、前記冷却材中の放射性物質
を前記放射性物質除去装置で容易に除去できる化学形態
あるいは物理形態にするための物質を注入する形態変換
物質注入装置と前記冷却材の水質を調整するための物質
を注入する水質調整装置の少なくとも１つを設置し、前
記放射性物質除去装置と前記タービンの冷却材入口とを
接続する配管に、前記形態変換物質注入装置または前記
水質調整装置で注入した物質を除去する注入物質除去装
置か、あるいは前記形態変換物質注入装置または前記水
質調整装置で注入した物質が無害となるようにその化学
形態あるいは物理形態を変化させる物質を注入する無害
化物質注入装置を設置したことを特徴とする超臨界圧軽
水冷却原子炉プラント。
【請求項８】請求項７に記載の超臨界圧軽水冷却原子
炉プラントにおいて、前記冷却材の水質を測定する測定
手段と、該測定手段による測定結果に基づいて前記形態
変換物質注入装置または前記水質調整装置または前記無
害化物質注入装置の物質注入量を制御する制御手段を備
えたことを特徴とする超臨界圧軽水冷却原子炉プラン
ト。
【請求項９】請求項１から８の何れかに記載の超臨界
圧軽水冷却原子炉プラントにおいて、前記放射性物質除
去装置がＦｅを含む合金かＴｉを含む合金かＦｅ，Ｖ，
Ｍｎ，Ｎｂ，Ｚｒ，Ｍｏ，Ｗ，Ｔｉを少なくとも一つ含
む酸化物のうち１つまたは複数を吸着材として使用する
ことを特徴とする超臨界圧軽水冷却原子炉プラント。
【請求項１０】請求項９に記載の超臨界圧軽水冷却原
子炉プラントにおいて、前記形態変換物質注入装置がα
−Ｆｅ₂Ｏ₃を注入するものであることを特徴とする超臨
界圧軽水冷却原子炉プラント。
【請求項１１】請求項３あるいは請求項５から９の何
れかに記載の超臨界圧軽水冷却原子炉プラントにおい
て、前記水質調整装置が水素を注入する手段を備え、か
つ前記放射性物質除去装置がアンモニアを吸着する吸着
材を備えることを特徴とする超臨界圧軽水冷却原子炉プ
ラント。
【請求項１２】請求項３あるいは請求項７から９の何
れかに記載の超臨界圧軽水冷却原子炉プラントにおい
て、前記形態変換物質注入装置がα−Ｆｅ₂Ｏ₃を注入す
る手段を備え、前記水質調整装置が水素を注入する手段
を備え、かつ前記放射性物質除去装置がアンモニアを吸
着する吸着材とＦｅを含む合金かＴｉを含む合金かＦ
ｅ，Ｖ，Ｍｎ，Ｎｂ，Ｚｒ，Ｍｏ，Ｗ，Ｔｉを少なくと
も一つ含む酸化物のうち１つまたは複数を使用した吸着
材を備えたことを特徴とする超臨界圧軽水冷却原子炉プ
ラント。
【請求項１３】請求項１から１２の何れかに記載の超
臨界圧軽水冷却原子炉プラントにおいて、前記放射性物
質除去装置がＭｎ，Ｃｏ，Ｃｒ，及びＦｅの放射性同位
元素を除去するものであることを特徴とする超臨界圧軽
水冷却原子炉プラント。