JPH0862375A - 沸騰水型原子炉水位計 - Google Patents
沸騰水型原子炉水位計Info
- Publication number
- JPH0862375A JPH0862375A JP6199255A JP19925594A JPH0862375A JP H0862375 A JPH0862375 A JP H0862375A JP 6199255 A JP6199255 A JP 6199255A JP 19925594 A JP19925594 A JP 19925594A JP H0862375 A JPH0862375 A JP H0862375A
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- JP
- Japan
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- water
- hydrogen
- steam
- catalyst
- reactor
- 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
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-
- 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
- Measurement Of Levels Of Liquids Or Fluent Solid Materials (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【構成】接続配管４，保温材５，凝縮槽６，リファレン
スレグ７，差圧検出器９，バリアブルレグ１０から構成
される沸騰水型原子炉水位計において、非凝縮性の水素
および酸素を反応させ、水または水蒸気に変換する触媒
１２を配置する。 【効果】水位計凝縮槽内の非凝縮性ガスの蓄積量を低減
し、材料劣化を起こさない沸騰水型原子炉の炉水水位計
を提供できる。
スレグ７，差圧検出器９，バリアブルレグ１０から構成
される沸騰水型原子炉水位計において、非凝縮性の水素
および酸素を反応させ、水または水蒸気に変換する触媒
１２を配置する。 【効果】水位計凝縮槽内の非凝縮性ガスの蓄積量を低減
し、材料劣化を起こさない沸騰水型原子炉の炉水水位計
を提供できる。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、沸騰水型原子炉の水位
検出技術に係り、特に、材料劣化を起こさない沸騰水型
原子炉水位計に関する。
検出技術に係り、特に、材料劣化を起こさない沸騰水型
原子炉水位計に関する。
【０００２】
【従来の技術】沸騰水型原子炉において、炉水の水位を
モニタするため、図２に示す凝縮槽方式の水位計が設置
されている。同図において、１は原子炉圧力容器、２は
炉水、３は蒸気、４は接続配管、５は保温材、６は凝縮
槽、７はリファレンスレグ、８は凝縮水、９は差圧検出
器、１０はバリアブルレグ、１１は格納容器壁である。
この凝縮槽方式の水位計において、凝縮槽において一定
の水位を保つリファレンスレグ（基準水柱）側の水頭圧
を基準とし、炉水の水位を反映するバリアブルレグ側の
水頭圧を差圧として検出することにより、原子炉炉水の
水位をモニタしている。
モニタするため、図２に示す凝縮槽方式の水位計が設置
されている。同図において、１は原子炉圧力容器、２は
炉水、３は蒸気、４は接続配管、５は保温材、６は凝縮
槽、７はリファレンスレグ、８は凝縮水、９は差圧検出
器、１０はバリアブルレグ、１１は格納容器壁である。
この凝縮槽方式の水位計において、凝縮槽において一定
の水位を保つリファレンスレグ（基準水柱）側の水頭圧
を基準とし、炉水の水位を反映するバリアブルレグ側の
水頭圧を差圧として検出することにより、原子炉炉水の
水位をモニタしている。
【０００３】原子炉炉心部において、放射線の作用によ
り、炉水が放射線分解を受け、非凝縮性のガス成分であ
る酸素および水素が生成し、蒸気にこれらの非凝縮性の
ガスが同伴する。通常運転時には、これらの非凝縮性ガ
スが凝縮槽気相部に蓄積し、材料の劣化要因となりう
る。
り、炉水が放射線分解を受け、非凝縮性のガス成分であ
る酸素および水素が生成し、蒸気にこれらの非凝縮性の
ガスが同伴する。通常運転時には、これらの非凝縮性ガ
スが凝縮槽気相部に蓄積し、材料の劣化要因となりう
る。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】本発明の目的は、非凝
縮性ガスの蓄積を抑制し、材料劣化を起こさない沸騰水
型原子炉の炉水水位計を提供することにある。
縮性ガスの蓄積を抑制し、材料劣化を起こさない沸騰水
型原子炉の炉水水位計を提供することにある。
【０００５】
【課題を解決するための手段】水位計の凝縮槽における
材料劣化の可能性の原因は、炉水の放射線分解によって
生成した非凝縮性の酸素および水素が水位計凝縮槽に蓄
積することに起因する。
材料劣化の可能性の原因は、炉水の放射線分解によって
生成した非凝縮性の酸素および水素が水位計凝縮槽に蓄
積することに起因する。
【０００６】本発明は、炉水の放射線分解によって生成
した非凝縮性の酸素および水素を、水位計凝縮槽に至る
経路において触媒の作用を用いて再結合させ、水または
水蒸気に戻すことにより、非凝縮性ガスの凝縮槽内の蓄
積量を低減させることである。
した非凝縮性の酸素および水素を、水位計凝縮槽に至る
経路において触媒の作用を用いて再結合させ、水または
水蒸気に戻すことにより、非凝縮性ガスの凝縮槽内の蓄
積量を低減させることである。
【０００７】
【作用】炉水の放射線分解により、水和電子ｅaqやＨ，
ＯＨ，ＨＯ2 ラジカル、および、Ｈ2，Ｈ2Ｏ2 が生成す
るが、これらは速やかに相互に反応し、安定化学種であ
るＨ2，Ｏ2およびＨ2Ｏ2となる。このうち、蒸気に同伴
して気相へ移行する化学種は非凝縮性ガスであるＨ2お
よびＯ2である。
ＯＨ，ＨＯ2 ラジカル、および、Ｈ2，Ｈ2Ｏ2 が生成す
るが、これらは速やかに相互に反応し、安定化学種であ
るＨ2，Ｏ2およびＨ2Ｏ2となる。このうち、蒸気に同伴
して気相へ移行する化学種は非凝縮性ガスであるＨ2お
よびＯ2である。
【０００８】定常運転時の蒸気中の水素と酸素のモル数
の比は、約２：１である。これは、水が放射線で分解す
るためである。今、触媒により再結合する水素と酸素の
モル数の比は２：１である。従って、触媒作用により、
非凝縮性の酸素および水素を、水位計凝縮槽に至る経路
において再結合させて、水または水蒸気に戻すことによ
り、非凝縮性ガスの凝縮槽内の蓄積量を低減できること
になる。これにより、材料劣化を起こさない沸騰水型原
子炉の炉水水位計を提供することができる。
の比は、約２：１である。これは、水が放射線で分解す
るためである。今、触媒により再結合する水素と酸素の
モル数の比は２：１である。従って、触媒作用により、
非凝縮性の酸素および水素を、水位計凝縮槽に至る経路
において再結合させて、水または水蒸気に戻すことによ
り、非凝縮性ガスの凝縮槽内の蓄積量を低減できること
になる。これにより、材料劣化を起こさない沸騰水型原
子炉の炉水水位計を提供することができる。
【０００９】
【実施例】以下、本発明を実施例により説明する。図１
は本発明の原理を応用した沸騰水型原子炉水位計の一例
である。同図において、１は原子炉圧力容器、２は炉
水、３は蒸気、４は接続配管、５は保温材、６は凝縮
槽、７はリファレンスレグ、８は凝縮水、９は差圧検出
器、１０はバリアブルレグ、１１は格納容器壁、１２は
酸素と水素を反応させ水または水蒸気に変換する触媒で
ある。
は本発明の原理を応用した沸騰水型原子炉水位計の一例
である。同図において、１は原子炉圧力容器、２は炉
水、３は蒸気、４は接続配管、５は保温材、６は凝縮
槽、７はリファレンスレグ、８は凝縮水、９は差圧検出
器、１０はバリアブルレグ、１１は格納容器壁、１２は
酸素と水素を反応させ水または水蒸気に変換する触媒で
ある。
【００１０】原子炉圧力容器１内で発生した蒸気３は放
射線分解で生じた酸素，水素と共に接続配管４で凝縮槽
６に導入され、凝縮する。接続配管４には配管内での凝
縮を防止するため保温材５が設置されている。凝縮水８
はリファレンスレグ７に流入する。余分の凝縮水はオー
バフローして炉水に戻る。そうして、一定の差圧が保た
れる。炉水２は原子炉圧力容器１底部に接続されたバリ
アブルレグ１０に流入する。バリアブルレグ１０とリフ
ァレンスレグ７は差圧検出器９に接続されており、両者
の水頭圧から炉水２の水位を検出する。
射線分解で生じた酸素，水素と共に接続配管４で凝縮槽
６に導入され、凝縮する。接続配管４には配管内での凝
縮を防止するため保温材５が設置されている。凝縮水８
はリファレンスレグ７に流入する。余分の凝縮水はオー
バフローして炉水に戻る。そうして、一定の差圧が保た
れる。炉水２は原子炉圧力容器１底部に接続されたバリ
アブルレグ１０に流入する。バリアブルレグ１０とリフ
ァレンスレグ７は差圧検出器９に接続されており、両者
の水頭圧から炉水２の水位を検出する。
【００１１】非凝縮性ガスの蓄積低減のために触媒１２
として白金石綿を接続配管４内に設置し、そこに蒸気と
非凝縮性ガスの混合気を通気する。水素は白金上に物理
吸着し、その後Ｈ原子に解離し、そこで、Ｏ2 と反応し
て水となる。白金上での反応は次のようになる。
として白金石綿を接続配管４内に設置し、そこに蒸気と
非凝縮性ガスの混合気を通気する。水素は白金上に物理
吸着し、その後Ｈ原子に解離し、そこで、Ｏ2 と反応し
て水となる。白金上での反応は次のようになる。
【００１２】
【化１】 ２Ｈ2→４Ｈ （１）
【００１３】
【化２】 ４Ｈ＋Ｏ2→２Ｈ2Ｏ （２） （２）より水素，酸素が反応するモル比は２：１であ
り、これは２種の非凝縮性ガスが過不足無く反応し、除
去される割合と一致する。炉水２の放射線分解により発
生する水素，酸素の体積はそれぞれ５０，２５Ｎｌ／年
であり、触媒は最低限これらを完全に反応させることの
できる量を用いれば良い。触媒１２の効果により水素，
酸素は水あるいは水蒸気に変換され、凝縮槽６へ移行す
る非凝縮性ガスの量は低減される。酸素と水素を反応さ
せ水または水蒸気に変換する触媒は、他にパラジウム，
ロジウム，ルテニウム，イリジウム，オスミニウム元素
を含有する触媒が有効である。触媒１２は、接続配管４
の内壁に塗布しても同様の効果が得られる。
り、これは２種の非凝縮性ガスが過不足無く反応し、除
去される割合と一致する。炉水２の放射線分解により発
生する水素，酸素の体積はそれぞれ５０，２５Ｎｌ／年
であり、触媒は最低限これらを完全に反応させることの
できる量を用いれば良い。触媒１２の効果により水素，
酸素は水あるいは水蒸気に変換され、凝縮槽６へ移行す
る非凝縮性ガスの量は低減される。酸素と水素を反応さ
せ水または水蒸気に変換する触媒は、他にパラジウム，
ロジウム，ルテニウム，イリジウム，オスミニウム元素
を含有する触媒が有効である。触媒１２は、接続配管４
の内壁に塗布しても同様の効果が得られる。
【００１４】図３は、図１における触媒１２の配置位置
を接続配管４から凝縮槽６に変えた場合である。この場
合は、水素，酸素が凝縮槽６の気相部の触媒上で再結合
する。従って、凝縮槽６の気相部での水素，酸素の蓄積
量は減少する。
を接続配管４から凝縮槽６に変えた場合である。この場
合は、水素，酸素が凝縮槽６の気相部の触媒上で再結合
する。従って、凝縮槽６の気相部での水素，酸素の蓄積
量は減少する。
【００１５】図４は、図１における触媒１２の配置位置
を接続配管４からリファレンスレグ７に変えた場合であ
る。この場合、非凝縮性ガスは凝縮槽６の気相部に蓄積
する。その一部が水に溶解する。この溶解した水素と酸
素は、水中の触媒上で再結合する。そして、溶解量が減
少するため、気相部の非凝縮性ガスが更に溶解する。こ
の溶解した水素と酸素は、水中の触媒上で再結合する。
このようにして、凝縮槽６の気相部に蓄積した水素と酸
素は、水中で再結合し、気相部の量は減少する。水中で
酸素と水素を反応させ水に変換する触媒としては、白
金，パラジウム，ロジウム，ルテニウム，イリジウム，
オスミニウム元素を含有する触媒が有効である。
を接続配管４からリファレンスレグ７に変えた場合であ
る。この場合、非凝縮性ガスは凝縮槽６の気相部に蓄積
する。その一部が水に溶解する。この溶解した水素と酸
素は、水中の触媒上で再結合する。そして、溶解量が減
少するため、気相部の非凝縮性ガスが更に溶解する。こ
の溶解した水素と酸素は、水中の触媒上で再結合する。
このようにして、凝縮槽６の気相部に蓄積した水素と酸
素は、水中で再結合し、気相部の量は減少する。水中で
酸素と水素を反応させ水に変換する触媒としては、白
金，パラジウム，ロジウム，ルテニウム，イリジウム，
オスミニウム元素を含有する触媒が有効である。
【００１６】図５は、図１における触媒１２の配置位置
を接続配管４からバリアブルレグ１０に変えた場合であ
る。この場合は、炉水に溶存する水素と酸素が水中で再
結合する。従って、蒸気に同伴されて気相部へ移行する
酸素と水素が減少し、凝縮槽６の気相部の水素と酸素の
蓄積量は減少する。
を接続配管４からバリアブルレグ１０に変えた場合であ
る。この場合は、炉水に溶存する水素と酸素が水中で再
結合する。従って、蒸気に同伴されて気相部へ移行する
酸素と水素が減少し、凝縮槽６の気相部の水素と酸素の
蓄積量は減少する。
【００１７】
【発明の効果】本発明によれば沸騰水型原子炉水位計
に、酸素および水素を水または水蒸気へ再結合させる機
能をもたせることにより、非凝縮性ガスの凝縮槽内の蓄
積量を低減し、材料劣化を起こさない信頼性の高い沸騰
水型原子炉の炉水水位計を提供できる。これにより、原
子炉の安全性が向上する。
に、酸素および水素を水または水蒸気へ再結合させる機
能をもたせることにより、非凝縮性ガスの凝縮槽内の蓄
積量を低減し、材料劣化を起こさない信頼性の高い沸騰
水型原子炉の炉水水位計を提供できる。これにより、原
子炉の安全性が向上する。
【図１】本発明の一実施例を示す説明図。
【図２】沸騰水型原子炉水位計の説明図。
【図３】本発明の一実施例を示す説明図。
【図４】本発明の一実施例を示す説明図。
【図５】本発明の一実施例を示す説明図。
１…原子炉圧力容器、２…炉水、３…蒸気、４…接続配
管、５…保温材、６…凝縮槽、７…リファレンスレグ、
８…縮凝水、９…差圧検出器、１０…バリアブルレグ、
１１…格納容器壁、１２…触媒。
管、５…保温材、６…凝縮槽、７…リファレンスレグ、
８…縮凝水、９…差圧検出器、１０…バリアブルレグ、
１１…格納容器壁、１２…触媒。
Claims (8)
- 【請求項１】炉心気相部に含有される酸素および水素
を、化学反応により水または水蒸気に再結合させること
を特徴とする沸騰水型原子炉水位計。 - 【請求項２】請求項１において、酸素および水素を、水
または水蒸気に再結合させる手段として、触媒を用いる
沸騰水型原子炉水位計。 - 【請求項３】請求項２において、酸素および水素を、水
または水蒸気に再結合させる触媒として、貴金属元素を
含む触媒を用いる沸騰水型原子炉水位計。 - 【請求項４】請求項３において、貴金属元素を含む触媒
として、白金，パラジウム，ロジウム，ルテニウム，イ
リジウム，オスミニウムを含有する触媒を用いる沸騰水
型原子炉水位計。 - 【請求項５】請求項２において、酸素および水素を水ま
たは水蒸気に再結合させる触媒を、水位計凝縮槽と原子
炉圧力容器とをつなぐ接続配管内に配置する沸騰水型原
子炉水位計。 - 【請求項６】請求項２において、酸素および水素を水ま
たは水蒸気に再結合させる触媒を、水位計凝縮槽内に配
置する沸騰水型原子炉水位計。 - 【請求項７】請求項２において、酸素および水素を水ま
たは水蒸気に再結合させる触媒を、水位計凝縮槽と水位
計差圧検出器とをつなぐリファレンスレグ内に配置する
沸騰水型原子炉水位計。 - 【請求項８】請求項２において、酸素および水素を水ま
たは水蒸気に再結合させる触媒を、水位計差圧検出器と
原子炉圧力容器とをつなぐバリアブルレグ内に配置する
沸騰水型原子炉水位計。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6199255A JPH0862375A (ja) | 1994-08-24 | 1994-08-24 | 沸騰水型原子炉水位計 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6199255A JPH0862375A (ja) | 1994-08-24 | 1994-08-24 | 沸騰水型原子炉水位計 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0862375A true JPH0862375A (ja) | 1996-03-08 |
Family
ID=16404749
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP6199255A Pending JPH0862375A (ja) | 1994-08-24 | 1994-08-24 | 沸騰水型原子炉水位計 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0862375A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US6185268B1 (en) | 1997-08-29 | 2001-02-06 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Main steam pressure disturbance preventing apparatus of nuclear power plant |
| WO2004068504A1 (de) * | 2003-01-28 | 2004-08-12 | Framatome Anp Gmbh | Schutzsystem, insbesondere für den primärkreislauf einer kerntechnischen anglage, und verfahren zum betreiben einer kerntechnischen anlage |
| JP2020153662A (ja) * | 2019-03-18 | 2020-09-24 | 株式会社ヒラカワ | ボイラの水位測定装置 |
-
1994
- 1994-08-24 JP JP6199255A patent/JPH0862375A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US6185268B1 (en) | 1997-08-29 | 2001-02-06 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Main steam pressure disturbance preventing apparatus of nuclear power plant |
| WO2004068504A1 (de) * | 2003-01-28 | 2004-08-12 | Framatome Anp Gmbh | Schutzsystem, insbesondere für den primärkreislauf einer kerntechnischen anglage, und verfahren zum betreiben einer kerntechnischen anlage |
| JP2020153662A (ja) * | 2019-03-18 | 2020-09-24 | 株式会社ヒラカワ | ボイラの水位測定装置 |
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