JPH11125687A - 原子力プラントの配管系 - Google Patents
原子力プラントの配管系Info
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- JPH11125687A JPH11125687A JP9292044A JP29204497A JPH11125687A JP H11125687 A JPH11125687 A JP H11125687A JP 9292044 A JP9292044 A JP 9292044A JP 29204497 A JP29204497 A JP 29204497A JP H11125687 A JPH11125687 A JP H11125687A
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- JP
- Japan
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- catalyst
- pipe
- gas phase
- instrumentation
- hydrogen
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- 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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】触媒への結露による凝縮水の付着を防止し、計
装配管内の蒸気中に含まれる水素と酸素を効率良く再結
合させることができる原子力プラントの配管系を提供す
ることにある。 【解決手段】原子炉圧力容器の気相部に連絡された配管
３内に、配管３に接することなく水素と酸素を再結合さ
せる触媒７する。
装配管内の蒸気中に含まれる水素と酸素を効率良く再結
合させることができる原子力プラントの配管系を提供す
ることにある。 【解決手段】原子炉圧力容器の気相部に連絡された配管
３内に、配管３に接することなく水素と酸素を再結合さ
せる触媒７する。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、配管内に水素と酸
素を再結合させる触媒が設置された原子力プラントの配
管系に関し、特に、触媒表面における凝縮水の付着を防
止できる原子力プラントの配管系に関する。
素を再結合させる触媒が設置された原子力プラントの配
管系に関し、特に、触媒表面における凝縮水の付着を防
止できる原子力プラントの配管系に関する。
【０００２】
【従来の技術】沸騰水型原子力発電所では、原子炉で発
生させた蒸気を主蒸気配管を通じて主タービンに導き、
蒸気を駆動源としてタービンを回転させ発電を行ってい
る。蒸気は、復水器において凝縮水となり原子炉への給
水となる。
生させた蒸気を主蒸気配管を通じて主タービンに導き、
蒸気を駆動源としてタービンを回転させ発電を行ってい
る。蒸気は、復水器において凝縮水となり原子炉への給
水となる。
【０００３】この原子炉で発生した蒸気は、主タービン
を駆動する以外にも、原子炉に水を供給するためのター
ビン駆動の給水ポンプおよび給水ヒータの熱源などにも
利用される。これらの蒸気は、ヒ−タ及び蒸気供給配管
内などで凝縮し、凝縮水はドレンとして復水器へ排出さ
れる。
を駆動する以外にも、原子炉に水を供給するためのター
ビン駆動の給水ポンプおよび給水ヒータの熱源などにも
利用される。これらの蒸気は、ヒ−タ及び蒸気供給配管
内などで凝縮し、凝縮水はドレンとして復水器へ排出さ
れる。
【０００４】このような主蒸気系システムの制御は、計
装配管を通して主蒸気系に取付けられた計器によって行
われる。ところが、この原子炉で発生した蒸気には、炉
水が放射線分解した水素や酸素も含まれている。
装配管を通して主蒸気系に取付けられた計器によって行
われる。ところが、この原子炉で発生した蒸気には、炉
水が放射線分解した水素や酸素も含まれている。
【０００５】具体的には、炉水の放射線分解により、水
和電子ｅap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計装配管の気相部へ移行す
る化学種は非凝縮性ガスであるＨ2 およびＯ2 である。
これらの水素，酸素は、計装配管の気相部に蓄積され、
計器中に透過したり、その他の不適合を発生させる可能
性がある。
和電子ｅap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計装配管の気相部へ移行す
る化学種は非凝縮性ガスであるＨ2 およびＯ2 である。
これらの水素，酸素は、計装配管の気相部に蓄積され、
計器中に透過したり、その他の不適合を発生させる可能
性がある。
【０００６】そのため、従来このような計装配管には、
計装システムの種々の不適合の発生を防止するため、計
装配管内に蒸気中の水素を水または水蒸気に再結合させ
る触媒を設けることが考えられている。ここで、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、非凝縮性ガスの水素
および酸素を計装配管内で再結合させて、水または水蒸
気に還元することにより、非凝縮性ガスの水素量を低減
できることになる。これにより、安全な主蒸気系計装を
実現することができる。この触媒は、従来の方法では、
計装配管内壁に密着もしくはメッキによって張付けられ
ている。また、触媒を張付けた計装配管は、保温材で囲
まれている。
計装システムの種々の不適合の発生を防止するため、計
装配管内に蒸気中の水素を水または水蒸気に再結合させ
る触媒を設けることが考えられている。ここで、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、非凝縮性ガスの水素
および酸素を計装配管内で再結合させて、水または水蒸
気に還元することにより、非凝縮性ガスの水素量を低減
できることになる。これにより、安全な主蒸気系計装を
実現することができる。この触媒は、従来の方法では、
計装配管内壁に密着もしくはメッキによって張付けられ
ている。また、触媒を張付けた計装配管は、保温材で囲
まれている。
【０００７】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、上記従
来技術では、計装配管が保温材で囲まれていはいるが、
計装配管表面は外気により冷されるので、計装配管内が
飽和蒸気圧のガスで満たされている場合には、計装配管
内面の触媒も冷され、結露により触媒表面に凝縮水が付
着する。触媒は凝縮水が付着すると大幅に性能が劣化し
てしまう。なお、凝縮水が付着したときの触媒の性能
は、乾燥時の性能の１万分の１程度にまで低下すること
が知られている。
来技術では、計装配管が保温材で囲まれていはいるが、
計装配管表面は外気により冷されるので、計装配管内が
飽和蒸気圧のガスで満たされている場合には、計装配管
内面の触媒も冷され、結露により触媒表面に凝縮水が付
着する。触媒は凝縮水が付着すると大幅に性能が劣化し
てしまう。なお、凝縮水が付着したときの触媒の性能
は、乾燥時の性能の１万分の１程度にまで低下すること
が知られている。
【０００８】本発明の目的は、触媒への結露による凝縮
水の付着を防止し、計装配管内の蒸気中に含まれる水素
と酸素を効率良く再結合させることができる原子力プラ
ントの配管系を提供することにある。
水の付着を防止し、計装配管内の蒸気中に含まれる水素
と酸素を効率良く再結合させることができる原子力プラ
ントの配管系を提供することにある。
【０００９】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成する第１
の発明の特徴は、原子炉圧力容器の気相部に連絡された
配管と、前記配管内に設置された水素と酸素を再結合さ
せる触媒とを備えた原子力プラントの配管系において、
前記触媒は、前記配管に接することなく配置されること
にある。触媒を配管に接することなく配置することによ
り、触媒と配管とを断熱し、触媒が冷却されるのを防止
する。よって、触媒への結露による凝縮水の付着を防止
でき、計装配管内の蒸気中に含まれる水素と酸素を効率
良く再結合させることができる。
の発明の特徴は、原子炉圧力容器の気相部に連絡された
配管と、前記配管内に設置された水素と酸素を再結合さ
せる触媒とを備えた原子力プラントの配管系において、
前記触媒は、前記配管に接することなく配置されること
にある。触媒を配管に接することなく配置することによ
り、触媒と配管とを断熱し、触媒が冷却されるのを防止
する。よって、触媒への結露による凝縮水の付着を防止
でき、計装配管内の蒸気中に含まれる水素と酸素を効率
良く再結合させることができる。
【００１０】上記目的を達成する第２の発明の特徴は、
触媒は、配管と前記触媒のそれぞれに溶接された支持部
材により支持されることにある。配管と触媒のそれぞれ
に溶接された支持部材により触媒を支持することによ
り、触媒を配管に接することなく、かつ容易に設置でき
る。
触媒は、配管と前記触媒のそれぞれに溶接された支持部
材により支持されることにある。配管と触媒のそれぞれ
に溶接された支持部材により触媒を支持することによ
り、触媒を配管に接することなく、かつ容易に設置でき
る。
【００１１】上記目的を達成する第３の発明の特徴は、
原子炉圧力容器の気相部に連絡された配管と、前記配管
内に設置された水素と酸素を再結合させる触媒とを備え
た原子力プラントの配管系において、前記触媒は、一部
が前記配管に溶接されることにある。触媒の一部を配管
に溶接することによって触媒を配管に設置することによ
り、触媒のうち溶接部以外の部分が配管と断熱され、触
媒の冷却を低減できる。よって、触媒への結露による凝
縮水の付着も低減でき、計装配管内の蒸気中に含まれる
水素と酸素を効率良く再結合させることができる。
原子炉圧力容器の気相部に連絡された配管と、前記配管
内に設置された水素と酸素を再結合させる触媒とを備え
た原子力プラントの配管系において、前記触媒は、一部
が前記配管に溶接されることにある。触媒の一部を配管
に溶接することによって触媒を配管に設置することによ
り、触媒のうち溶接部以外の部分が配管と断熱され、触
媒の冷却を低減できる。よって、触媒への結露による凝
縮水の付着も低減でき、計装配管内の蒸気中に含まれる
水素と酸素を効率良く再結合させることができる。
【００１２】上記目的を達成する第４の発明の特徴は、
原子炉圧力容器の気相部に連絡された配管と、前記配管
内に設置された水素と酸素を再結合させる触媒とを備え
た原子力プラントの配管系において、前記触媒と前記配
管との間に空気層を設けることにある。触媒と配管との
間に空気層を設けることにより、触媒と配管とが空気層
により断熱され、触媒の冷却が防止される。よって、触
媒への結露による凝縮水の付着を防止でき、計装配管内
の蒸気中に含まれる水素と酸素を効率良く再結合させる
ことができる。
原子炉圧力容器の気相部に連絡された配管と、前記配管
内に設置された水素と酸素を再結合させる触媒とを備え
た原子力プラントの配管系において、前記触媒と前記配
管との間に空気層を設けることにある。触媒と配管との
間に空気層を設けることにより、触媒と配管とが空気層
により断熱され、触媒の冷却が防止される。よって、触
媒への結露による凝縮水の付着を防止でき、計装配管内
の蒸気中に含まれる水素と酸素を効率良く再結合させる
ことができる。
【００１３】上記目的を達成する第５の発明の特徴は、
触媒が、貴金属元素を含むことにある。触媒が貴金属元
素を含むことにより、水素と酸素との再結合の効率が向
上する。
触媒が、貴金属元素を含むことにある。触媒が貴金属元
素を含むことにより、水素と酸素との再結合の効率が向
上する。
【００１４】
【発明の実施の形態】以下、図面を用いて本発明の実施
例を詳細に説明する。
例を詳細に説明する。
【００１５】図１は、水素の蓄積する計装配管の一例と
して、主蒸気系の圧力計計装の概略図を示したものであ
る。
して、主蒸気系の圧力計計装の概略図を示したものであ
る。
【００１６】同図において、１は主蒸気系母管、２は検
出元弁、３は計装配管気相部、４は計装配管液相部、５
は凝縮槽、６は検出器である。炉水の放射線分解で発生
した水素を含有する蒸気は、計装配管気相部３に導入さ
れる。計装配管気相部３内に導入された蒸気は、気相部
３から凝縮槽５の領域で滞留状態にあり放熱等により凝
縮し、凝縮水として計装配管液相部４に溜り、溢れた分
は計装配管気相部３を通って主蒸気系母管１に戻され
る。計装配管の例として凝縮槽５がない場合もある。こ
れにより液面は一定に保たれ、溢れた凝縮水は主蒸気系
母管に戻される過程で再び蒸気となる。しかし、蒸気と
共に導入された非凝縮性の水素は、比重が飽和蒸気の比
重より小さいため主蒸気系母管１の高さより上部に位置
する計装配管気相部３内及び凝縮槽５内に蓄積される。
出元弁、３は計装配管気相部、４は計装配管液相部、５
は凝縮槽、６は検出器である。炉水の放射線分解で発生
した水素を含有する蒸気は、計装配管気相部３に導入さ
れる。計装配管気相部３内に導入された蒸気は、気相部
３から凝縮槽５の領域で滞留状態にあり放熱等により凝
縮し、凝縮水として計装配管液相部４に溜り、溢れた分
は計装配管気相部３を通って主蒸気系母管１に戻され
る。計装配管の例として凝縮槽５がない場合もある。こ
れにより液面は一定に保たれ、溢れた凝縮水は主蒸気系
母管に戻される過程で再び蒸気となる。しかし、蒸気と
共に導入された非凝縮性の水素は、比重が飽和蒸気の比
重より小さいため主蒸気系母管１の高さより上部に位置
する計装配管気相部３内及び凝縮槽５内に蓄積される。
【００１７】図２は、計装配管気相部３を詳細に示した
ものである。図において７は触媒、８は保温材、９はス
ポット溶接部である。図３は、図２の断面図で、１０は
ガス層（空気層）を示す。図２，図３に示すように触媒
７は、非凝縮性ガスの蓄積抑制のため、計装配管気相部
３に内壁から離した状態でスポット溶接される。このよ
うに計装配管気相部３に、水素および酸素を水または水
蒸気へ再結合させる触媒７を、スポット溶接により計装
配管内壁に対して浮かせて設置することにより、触媒７
と計装配管気相部３の内壁との間にガス層１０を設け、
触媒７が凝縮水の結露により性能劣化することを回避す
ることができる。これにより、計装配管気相部３内の非
凝縮性ガスの水素蓄積量を抑制し、計測に影響を及ぼさ
ない信頼性の高い主蒸気系のプロセス計測を提供でき
る。
ものである。図において７は触媒、８は保温材、９はス
ポット溶接部である。図３は、図２の断面図で、１０は
ガス層（空気層）を示す。図２，図３に示すように触媒
７は、非凝縮性ガスの蓄積抑制のため、計装配管気相部
３に内壁から離した状態でスポット溶接される。このよ
うに計装配管気相部３に、水素および酸素を水または水
蒸気へ再結合させる触媒７を、スポット溶接により計装
配管内壁に対して浮かせて設置することにより、触媒７
と計装配管気相部３の内壁との間にガス層１０を設け、
触媒７が凝縮水の結露により性能劣化することを回避す
ることができる。これにより、計装配管気相部３内の非
凝縮性ガスの水素蓄積量を抑制し、計測に影響を及ぼさ
ない信頼性の高い主蒸気系のプロセス計測を提供でき
る。
【００１８】また、触媒７は、図４，図５に示すよう
に、計装配管気相部３内に支持脚１１を用いて設置して
も、同様の効果が得られる。ここで、支持脚１１は計装
配管気相部３および触媒７に溶接されており、触媒７は
計装配管気相部３に固定されている。
に、計装配管気相部３内に支持脚１１を用いて設置して
も、同様の効果が得られる。ここで、支持脚１１は計装
配管気相部３および触媒７に溶接されており、触媒７は
計装配管気相部３に固定されている。
【００１９】更に、凝縮槽５の中に触媒を設置する場合
においても、触媒を凝縮槽内壁に密着させず、内壁と離
して配置することにより同様の効果が期待できる。
においても、触媒を凝縮槽内壁に密着させず、内壁と離
して配置することにより同様の効果が期待できる。
【００２０】なお、水素と酸素を反応させ水または水蒸
気に変換する触媒７は、白金パラジウム，ロジウム，ル
テニウム，イリジウム，オスミニウム元素等の貴金属元
素を含有する触媒が有効である。
気に変換する触媒７は、白金パラジウム，ロジウム，ル
テニウム，イリジウム，オスミニウム元素等の貴金属元
素を含有する触媒が有効である。
【００２１】以上、本発明の実施例として、水素が蓄積
すると考えられる主蒸気系の圧力計計装を用い説明した
が、原子炉圧力容器に連絡され、水素が蓄積すると考え
られる配管全てについて本発明を適用することができ
る。
すると考えられる主蒸気系の圧力計計装を用い説明した
が、原子炉圧力容器に連絡され、水素が蓄積すると考え
られる配管全てについて本発明を適用することができ
る。
【００２２】
【発明の効果】以上説明したように、第１の発明によれ
ば、触媒への結露による凝縮水の付着を防止でき、計装
配管内の蒸気中に含まれる水素と酸素を効率良く再結合
させることができる。
ば、触媒への結露による凝縮水の付着を防止でき、計装
配管内の蒸気中に含まれる水素と酸素を効率良く再結合
させることができる。
【００２３】第２の発明によれば、触媒を配管に接する
ことなく、かつ容易に設置できる。第３の発明によれ
ば、触媒への結露による凝縮水の付着も低減でき、計装
配管内の蒸気中に含まれる水素と酸素を効率良く再結合
させることができる。
ことなく、かつ容易に設置できる。第３の発明によれ
ば、触媒への結露による凝縮水の付着も低減でき、計装
配管内の蒸気中に含まれる水素と酸素を効率良く再結合
させることができる。
【００２４】第４の発明によれば、触媒への結露による
凝縮水の付着を防止でき、計装配管内の蒸気中に含まれ
る水素と酸素を効率良く再結合させることができる。
凝縮水の付着を防止でき、計装配管内の蒸気中に含まれ
る水素と酸素を効率良く再結合させることができる。
【００２５】第５の発明によれば、水素と酸素との再結
合の効率が向上する。
合の効率が向上する。
【図１】主蒸気系の圧力計計装の概略図である。
【図２】本発明の好適な一実施例である計装配管を示す
図である。
図である。
【図３】図２に示す計装配管の断面図である。
【図４】本発明の他の実施例である計装配管を示す図で
ある。
ある。
【図５】図４に示す計装配管の断面図である。
１…主蒸気系母管、２…検出元弁、３…計装配管気相
部、４…計装配管液相部、５…凝縮槽、６…検出器、７
…触媒、８…保温材、９…スポット溶接部、１０…ガス
層、１１…支持脚。
部、４…計装配管液相部、５…凝縮槽、６…検出器、７
…触媒、８…保温材、９…スポット溶接部、１０…ガス
層、１１…支持脚。
Claims (5)
- 【請求項１】原子炉圧力容器の気相部に連絡された配管
と、前記配管内に設置された水素と酸素を再結合させる
触媒とを備えた原子力プラントの配管系において、 前記触媒は、前記配管に接することなく配置されること
を特徴とする原子力プラントの配管系。 - 【請求項２】前記触媒は、前記配管と前記触媒のそれぞ
れに溶接された支持部材により支持されることを特徴と
する請求項１記載の原子力プラントの配管系。 - 【請求項３】原子炉圧力容器の気相部に連絡された配管
と、前記配管内に設置された水素と酸素を再結合させる
触媒とを備えた原子力プラントの配管系において、 前記触媒は、一部が前記配管に溶接されることを特徴と
する原子力プラントの配管系。 - 【請求項４】原子炉圧力容器の気相部に連絡された配管
と、前記配管内に設置された水素と酸素を再結合させる
触媒とを備えた原子力プラントの配管系において、 前記触媒と前記配管との間に空気層を設けることを特徴
とする原子力プラントの配管系。 - 【請求項５】前記触媒は、貴金属元素を含むことを特徴
とする請求項１乃至４に記載の原子力プラントの配管
系。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP9292044A JPH11125687A (ja) | 1997-10-24 | 1997-10-24 | 原子力プラントの配管系 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP9292044A JPH11125687A (ja) | 1997-10-24 | 1997-10-24 | 原子力プラントの配管系 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH11125687A true JPH11125687A (ja) | 1999-05-11 |
Family
ID=17776818
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP9292044A Pending JPH11125687A (ja) | 1997-10-24 | 1997-10-24 | 原子力プラントの配管系 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH11125687A (ja) |
Cited By (2)
| 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 |
-
1997
- 1997-10-24 JP JP9292044A patent/JPH11125687A/ja active Pending
Cited By (2)
| 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 |
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