JPS59220687A - 直接サイクル型軽水原子炉一次冷却系の腐食環境抑制設備 - Google Patents
直接サイクル型軽水原子炉一次冷却系の腐食環境抑制設備Info
- Publication number
- JPS59220687A JPS59220687A JP58095374A JP9537483A JPS59220687A JP S59220687 A JPS59220687 A JP S59220687A JP 58095374 A JP58095374 A JP 58095374A JP 9537483 A JP9537483 A JP 9537483A JP S59220687 A JPS59220687 A JP S59220687A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- hydrogen
- gas
- hydrogen gas
- injected
- water
- 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.)
- Granted
Links
Classifications
-
- 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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Preventing Corrosion Or Incrustation Of Metals (AREA)
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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は、直接サイクル型の軽水炉、例えば沸騰水型原
子炉の一次冷却系に水素ガス全注入してその構造材の腐
食環境を抑制する方法に係わシ、特に水素を回収・ＩＴ
′＋使用して水素消費量の低減全図ったこの種の腐食環
境抑制方法に関する。
子炉の一次冷却系に水素ガス全注入してその構造材の腐
食環境を抑制する方法に係わシ、特に水素を回収・ＩＴ
′＋使用して水素消費量の低減全図ったこの種の腐食環
境抑制方法に関する。
軽水炉では炉心部での冷却水の放射線分解によって水素
と酸素が生成する。加圧水型原子炉では水の放射線分解
によシ生成した酸素に起因する腐食環境を抑制するため
、冷却水中に水素を添加して冷却水中の酸素濃度を低減
している。沸騰水型原子炉では、炉心部で発生した水素
および酸素は大部分がガスとして蒸気に同伴し炉水中に
はわずかじか残らないが、残留したガス特に溶存酸素が
腐食環境として働き、−次冷却系構造材の腐食に影響を
及ばず可能性がおる。
と酸素が生成する。加圧水型原子炉では水の放射線分解
によシ生成した酸素に起因する腐食環境を抑制するため
、冷却水中に水素を添加して冷却水中の酸素濃度を低減
している。沸騰水型原子炉では、炉心部で発生した水素
および酸素は大部分がガスとして蒸気に同伴し炉水中に
はわずかじか残らないが、残留したガス特に溶存酸素が
腐食環境として働き、−次冷却系構造材の腐食に影響を
及ばず可能性がおる。
１９７９年１１月スエーデンのＡａｅａ Ａｔｏｍ社が
同国の沸騰水型原子炉Ｏｓｋａｒｓｈａｍｎ −２にお
いて給水系から水素ガスを注入し、炉水中の溶存酸素濃
度全従来の〜２００ ｐｐｂから１０ Ｐｐｂ以下にま
で低減できることを実証した（参考文献１参照）。
同国の沸騰水型原子炉Ｏｓｋａｒｓｈａｍｎ −２にお
いて給水系から水素ガスを注入し、炉水中の溶存酸素濃
度全従来の〜２００ ｐｐｂから１０ Ｐｐｂ以下にま
で低減できることを実証した（参考文献１参照）。
以下第１図を参照して前記原子炉０ａｋａｒ’ｓｈａｍ
ｎ −２での水素注入実験に代表される従来の腐食環境
抑制方法の概要を説明する。
ｎ −２での水素注入実験に代表される従来の腐食環境
抑制方法の概要を説明する。
原子炉圧力容器１に内蔵された炉心２で発生した熱は冷
却水３で除去される。冷却水は再循環系４を再循環ポン
プ５によυ循環し、炉心を冷却する。炉心で発生した蒸
気はセパレータ６で汽水分離されたあと主蒸気管７全通
ってタービン８で発電に供され、復水器９で再び水に戻
される。この復水は、復水ポンプ１０で全量が復水浄化
器１１に送られ不純物が除かれたのち、給水ポンプ１２
で再昇圧され給水ヒータ１３で昇温後、再び原子炉に戻
る。炉心で水の放射線分解の結果として生成した水素と
酸素のうち大部分は七ノ＋レータ６で蒸気相に移行し、
復水器９に設けられた空気抽出器１４で抽出される。抽
出器１４の牟気が抽出器復水器１５で除去されたのち、
水素と酸素は再結合器１６で再結合し再び水に戻る。再
結合されなかった放射性希ガス等の非凝縮性ガスは、希
ガスホールドアツプ装置１７で数日から数十日の間ホー
ルドされたのち、スタック１８から系外へ放出される。
却水３で除去される。冷却水は再循環系４を再循環ポン
プ５によυ循環し、炉心を冷却する。炉心で発生した蒸
気はセパレータ６で汽水分離されたあと主蒸気管７全通
ってタービン８で発電に供され、復水器９で再び水に戻
される。この復水は、復水ポンプ１０で全量が復水浄化
器１１に送られ不純物が除かれたのち、給水ポンプ１２
で再昇圧され給水ヒータ１３で昇温後、再び原子炉に戻
る。炉心で水の放射線分解の結果として生成した水素と
酸素のうち大部分は七ノ＋レータ６で蒸気相に移行し、
復水器９に設けられた空気抽出器１４で抽出される。抽
出器１４の牟気が抽出器復水器１５で除去されたのち、
水素と酸素は再結合器１６で再結合し再び水に戻る。再
結合されなかった放射性希ガス等の非凝縮性ガスは、希
ガスホールドアツプ装置１７で数日から数十日の間ホー
ルドされたのち、スタック１８から系外へ放出される。
炉心で発生した水素と酸素のうちセノｆレータ６で蒸気
相へ移行しなかったものは炉水に溜まシ、再循環系を循
環する。通常の運転中そは炉水中の溶存酸素濃度は〜２
００ ｐｐｂである。水素？ンペを用いた水素注入器１
９から水素ガスを給水中に注入し、再循環系のサンプリ
ング系２０で溶存酸素濃度を測定した結果を第２図（参
考文献１参照）に示す。また、オプガス系再給合器１６
の入口部でのサンプリング系２１における水素と酸素の
ａｉ’ｉラジオリシスシミュレーションコード（参考文
献２参照）で計算し、オフガス系からの水素と酸素の放
出量を求めた結果を第３図に示すＯ 第２図から、給水中の水素濃度を約５００ ｐｐｂに保
つことによって炉水中の溶存酸素＋ｆｆＪ［’ｔｌＯｐ
ｐｂ ｓ度に低減することができること、この水素濃度
は１１００ ＭＷｅ級沸騰水型原子炉では３ＯＮｍ３／
ｈの水素注入量に相当することが判る。また第３図か
ら、炉水中の溶存酸素濃度と異なり、水素注入時のオフ
ガス系への酸素および水素放出量の減少、特に水素放出
量の減少は僅かであることが判る。
相へ移行しなかったものは炉水に溜まシ、再循環系を循
環する。通常の運転中そは炉水中の溶存酸素濃度は〜２
００ ｐｐｂである。水素？ンペを用いた水素注入器１
９から水素ガスを給水中に注入し、再循環系のサンプリ
ング系２０で溶存酸素濃度を測定した結果を第２図（参
考文献１参照）に示す。また、オプガス系再給合器１６
の入口部でのサンプリング系２１における水素と酸素の
ａｉ’ｉラジオリシスシミュレーションコード（参考文
献２参照）で計算し、オフガス系からの水素と酸素の放
出量を求めた結果を第３図に示すＯ 第２図から、給水中の水素濃度を約５００ ｐｐｂに保
つことによって炉水中の溶存酸素＋ｆｆＪ［’ｔｌＯｐ
ｐｂ ｓ度に低減することができること、この水素濃度
は１１００ ＭＷｅ級沸騰水型原子炉では３ＯＮｍ３／
ｈの水素注入量に相当することが判る。また第３図か
ら、炉水中の溶存酸素濃度と異なり、水素注入時のオフ
ガス系への酸素および水素放出量の減少、特に水素放出
量の減少は僅かであることが判る。
このように、炉内の腐食環境、特に炉水中の溶存酸素濃
度の抑制のために給水系へ水素ガスを注入する方法は有
効ではあるが、多量の水素を要すると共に、第３図に示
すように、注入された水素量だけオフガス中の水素濃度
の酸素濃度に対する比率が晶くなるので、希ガスホール
ドアツプ装置への水素リークを抑制するためには、第１
図に示す再結合器１６の入口にわざわざガス注入器２２
を設け、これにより酸素まだは空気を添加して水素の完
全再結合をはかる８妥がある。上記二点が従来の給水系
への水素ガス注入による炉水の腐食環境抑制方法の欠点
であった。
度の抑制のために給水系へ水素ガスを注入する方法は有
効ではあるが、多量の水素を要すると共に、第３図に示
すように、注入された水素量だけオフガス中の水素濃度
の酸素濃度に対する比率が晶くなるので、希ガスホール
ドアツプ装置への水素リークを抑制するためには、第１
図に示す再結合器１６の入口にわざわざガス注入器２２
を設け、これにより酸素まだは空気を添加して水素の完
全再結合をはかる８妥がある。上記二点が従来の給水系
への水素ガス注入による炉水の腐食環境抑制方法の欠点
であった。
参考又＋ｉ伏
ｉ） Ｐ、 Ｆｅｊｅｓ ： ” Ｄｅａｅｒａｔｉ
ｏｎ Ｐｒａｃｔｉｃｅｓ ｉｎＳｗｅｄｉｓｈ ＢＷ
Ｒｓ”＋ Ｓｅｍ１ｎｏｒ ｏｒ Ｃｏｕｎｔｅｒｍｅ
ａａｕｒｅｆｏｒ ＢＷＲｐｉｐｅ ｃｒａｃｋｉｎｇ
、 ｇＰ［ＬＩ ＊ Ｐａ１ｏ Ａｌｔｏ ＋ｃａ
、 Ｊａｎ ２２−２４ 、１９８０２）炉部、内円：
” ｓｗｕへの水素注入効果の評価−水の放射線分解
生成物濃度の数値解析による評価−Ｍ ＩＩ日本原子力
学会昭和５７年秋の分科会予稿集に７（１９８２） ３）中機外二重水素およびトリチウムの分離。
ｏｎ Ｐｒａｃｔｉｃｅｓ ｉｎＳｗｅｄｉｓｈ ＢＷ
Ｒｓ”＋ Ｓｅｍ１ｎｏｒ ｏｒ Ｃｏｕｎｔｅｒｍｅ
ａａｕｒｅｆｏｒ ＢＷＲｐｉｐｅ ｃｒａｃｋｉｎｇ
、 ｇＰ［ＬＩ ＊ Ｐａ１ｏ Ａｌｔｏ ＋ｃａ
、 Ｊａｎ ２２−２４ 、１９８０２）炉部、内円：
” ｓｗｕへの水素注入効果の評価−水の放射線分解
生成物濃度の数値解析による評価−Ｍ ＩＩ日本原子力
学会昭和５７年秋の分科会予稿集に７（１９８２） ３）中機外二重水素およびトリチウムの分離。
Ｐ１５７〜１６６１学会出版センタ（１９８２）〔発明
の目的〕 本発明の目的は沸騰水型原子炉の如き直接サイクル型の
軽水炉において、炉水の腐食環境をなす溶存酸素濃度の
抑制のために注入される水素の消費量を最少限にする経
済的な腐食環境抑制法を提供することにある。
の目的〕 本発明の目的は沸騰水型原子炉の如き直接サイクル型の
軽水炉において、炉水の腐食環境をなす溶存酸素濃度の
抑制のために注入される水素の消費量を最少限にする経
済的な腐食環境抑制法を提供することにある。
本発明の腐食環境抑制方法は、前述した沸騰水型原子炉
の如き直接サイクル型稚水炉におけるオフガス系からの
水素と酸素の放出パターンによれば常に一次冷却系の給
水系への注入水累量以上の量の水素がオフガス系から放
出さ□れることに着目して、この放出水素を注入水素量
と少くとも同じ量だけ回収し、回収した水垢ガスを給水
系に注入することによシ水累のりザイクル使用を行なっ
て水素消費量を低減するものである。水素を回収する位
置は水垢濃度が高く回収の容易な再結合器の上流側に選
定するのがよい。
の如き直接サイクル型稚水炉におけるオフガス系からの
水素と酸素の放出パターンによれば常に一次冷却系の給
水系への注入水累量以上の量の水素がオフガス系から放
出さ□れることに着目して、この放出水素を注入水素量
と少くとも同じ量だけ回収し、回収した水垢ガスを給水
系に注入することによシ水累のりザイクル使用を行なっ
て水素消費量を低減するものである。水素を回収する位
置は水垢濃度が高く回収の容易な再結合器の上流側に選
定するのがよい。
以下、本発明の一実施例を第４図によシ説明する。第１
図と同じ部分は同一符号で表わしであるＯオフガス系の
空気抽出器１４および抽出器復水器１５を出た湿分の少
ないオフガスをぜ）結合器１６の人口側すなわち上流側
に設けた水素ガス回収器３１に通し、ここでオフガス中
の水素ガスを一次冷却系の給水中への注入水垢ガスの量
と少くとも同量だけ分離・回収し、回収した水垢ガスを
加圧ポンプ３２によって水素ガス貯留槽３３に貯蔵し、
この水素ガス全水系ガスボンベを用いた従来の水素注入
器１９からの水垢に代えて一次冷却系の給水系へ注入す
る。一方、水素回収器３１を通った残余のオフガスは再
結合器１６に導かれる。
図と同じ部分は同一符号で表わしであるＯオフガス系の
空気抽出器１４および抽出器復水器１５を出た湿分の少
ないオフガスをぜ）結合器１６の人口側すなわち上流側
に設けた水素ガス回収器３１に通し、ここでオフガス中
の水素ガスを一次冷却系の給水中への注入水垢ガスの量
と少くとも同量だけ分離・回収し、回収した水垢ガスを
加圧ポンプ３２によって水素ガス貯留槽３３に貯蔵し、
この水素ガス全水系ガスボンベを用いた従来の水素注入
器１９からの水垢に代えて一次冷却系の給水系へ注入す
る。一方、水素回収器３１を通った残余のオフガスは再
結合器１６に導かれる。
ところで、第３図に示した給水への水素注入量とオフガ
ス系からの水累訃よび酸素放出量の相関から、１１００
ＭＷｅ級沸ｌｉｒ！水型原子炉において給水中の水素
濃度を５００ Ｐｐｂ程度に保持して炉水中の溶存酸素
濃度を１０ ｐｐｂ程度に低減する（第 ゛２図参照
）ためには、給水中に３０ Ｎｍ３／ｈの水素ガスの添
加が８畳であり、その場合オフガス系力＼らは１５０
Ｎｍ’／ｈの水素ガスと５ Ｑ Ｎｍ３／ｈの酸素ガス
が放出されることが判る。このオフガスを再結合器１６
で酸素水素の再結合をさせると、注入された水素量すな
わち３０ Ｎｍ３／ｈだけ水素ガスとして残るはずであ
るが、実際にはオフガス中には主として復水器９への大
気の洩れ込みによって混入する空気が含まれており、こ
の空気中の酸素によって残留水素ガスは大部分が再結合
してしまう。
ス系からの水累訃よび酸素放出量の相関から、１１００
ＭＷｅ級沸ｌｉｒ！水型原子炉において給水中の水素
濃度を５００ Ｐｐｂ程度に保持して炉水中の溶存酸素
濃度を１０ ｐｐｂ程度に低減する（第 ゛２図参照
）ためには、給水中に３０ Ｎｍ３／ｈの水素ガスの添
加が８畳であり、その場合オフガス系力＼らは１５０
Ｎｍ’／ｈの水素ガスと５ Ｑ Ｎｍ３／ｈの酸素ガス
が放出されることが判る。このオフガスを再結合器１６
で酸素水素の再結合をさせると、注入された水素量すな
わち３０ Ｎｍ３／ｈだけ水素ガスとして残るはずであ
るが、実際にはオフガス中には主として復水器９への大
気の洩れ込みによって混入する空気が含まれており、こ
の空気中の酸素によって残留水素ガスは大部分が再結合
してしまう。
したがって、再結合器１６出口のオフガス系での水素放
出量は３０ Ｎｍ３／ｈ ｋ大巾に下まわり、仮りにこ
れが完全に回収されても注入水素量を全量まかなうこと
は不可能である。しかるに、前述の如く本発明の実施例
においては、水素ガス濃度が高い再結合器１６の入口側
すなわち上流側にて水素回収を行なうので、１５０ Ｎ
ｍ’／ｈの全水素放出量の１７５に当る注入水素ガス量
３０ Ｎ３／ｈ ｋまかなうに足る量の水素ガスを容易
に回収することができ、完全な水素リサイクル運転が可
能となる。
出量は３０ Ｎｍ３／ｈ ｋ大巾に下まわり、仮りにこ
れが完全に回収されても注入水素量を全量まかなうこと
は不可能である。しかるに、前述の如く本発明の実施例
においては、水素ガス濃度が高い再結合器１６の入口側
すなわち上流側にて水素回収を行なうので、１５０ Ｎ
ｍ’／ｈの全水素放出量の１７５に当る注入水素ガス量
３０ Ｎ３／ｈ ｋまかなうに足る量の水素ガスを容易
に回収することができ、完全な水素リサイクル運転が可
能となる。
第５図は本発明の実施に用い得る水素ガス回収器の一例
を示したものである。円筒型の水素ガス回収器３１内に
一対の管板４１ａ、４１ｂおよびこれに支持されたパラ
ジウム合金製の細管４２が反応室４３内に配置され、こ
の細管は一端が閉じられておシ交互に左右の管仮に設け
られた小孔に開口部が真空室４４ａ、４４ｂに開くよう
に接続されている。オフガスは下部人口４５から供給さ
れ、上部出口４６から排出され、反応室４３内は１気圧
に保持される。真空室４４ａ、４４ｂおよびパラジウム
合金製の細管４２内は真空系４７ａ。
を示したものである。円筒型の水素ガス回収器３１内に
一対の管板４１ａ、４１ｂおよびこれに支持されたパラ
ジウム合金製の細管４２が反応室４３内に配置され、こ
の細管は一端が閉じられておシ交互に左右の管仮に設け
られた小孔に開口部が真空室４４ａ、４４ｂに開くよう
に接続されている。オフガスは下部人口４５から供給さ
れ、上部出口４６から排出され、反応室４３内は１気圧
に保持される。真空室４４ａ、４４ｂおよびパラジウム
合金製の細管４２内は真空系４７ａ。
４７ｂからの吸引によって０．１気圧以下の真空に保た
れる。反応室４３の周囲または必要に応じて反応室内に
は温度制御用の伝熱管４８が設けられ、反応室内の温度
を一定の設定値に保つよう反応室内の温度が高いときは
冷却を、低いときは加熱を行う。本実施例では、ツヤラ
ジウム合金製の細管４２として外径２ ｍｍ １肉厚０
．２ ｔｒｙのものを使用する。また、その有効長は２
０ｃｒｎでおる。反応室４３内の水素ガスは細管４２の
パラジウム合金膜を透過して真空室４４ａ、４４ｂから
回収される。
れる。反応室４３の周囲または必要に応じて反応室内に
は温度制御用の伝熱管４８が設けられ、反応室内の温度
を一定の設定値に保つよう反応室内の温度が高いときは
冷却を、低いときは加熱を行う。本実施例では、ツヤラ
ジウム合金製の細管４２として外径２ ｍｍ １肉厚０
．２ ｔｒｙのものを使用する。また、その有効長は２
０ｃｒｎでおる。反応室４３内の水素ガスは細管４２の
パラジウム合金膜を透過して真空室４４ａ、４４ｂから
回収される。
第６図は、この水素回収器に関して、パラジウム合金膜
の全表面積と透過水素量の関係を計算して求めたもので
おる。３０ Ｎｍ３／ｈの透過量を得るのに反応室４３
の温度が３５０℃のときは５ｍ２．２０℃のときは７ｍ
の全表面積が最低必要となる。
の全表面積と透過水素量の関係を計算して求めたもので
おる。３０ Ｎｍ３／ｈの透過量を得るのに反応室４３
の温度が３５０℃のときは５ｍ２．２０℃のときは７ｍ
の全表面積が最低必要となる。
安全係数を見込んで表面ｆＪｔ’ｔｌＯｍ２とすれば、
反応室４３内に設置されるパラジウム合金製の細管４２
は約８００本となる。反応室内の温度は高い方が水素透
過量を大きくとれるが、酸素水素反応による爆発の防止
の観点からは低温が好ましく、２０℃を標準とする。
反応室４３内に設置されるパラジウム合金製の細管４２
は約８００本となる。反応室内の温度は高い方が水素透
過量を大きくとれるが、酸素水素反応による爆発の防止
の観点からは低温が好ましく、２０℃を標準とする。
第７図は本発明に基づき上記のように回収された水素を
一次冷却系の給水中に注入する場合の実施例を示したも
のである。水素ガス回収器３１からの回収された水素ガ
スは真空ポンプ５１にて一時中間貯槽５２に溜められ、
昇圧ポンプ５３によって水素ガス貯留槽３３に加圧貯蔵
される。水素ガス貯留槽３３の内圧は圧力計５４で常時
モニタされる。初期（原子炉起動時）には水素ボンベを
用いた水素注入器１９から三方弁５５を介して一次冷却
系の給水系配管５６へ水素ガスが注入される。起動後、
オフガス系からの水素回収が進み、水素ガス貯留槽３３
の内圧が上昇する。これ全圧力計５４でモニタし、該内
圧が設定圧力を越えた時、三方弁５５が切換えられ、以
後は水素ガスデンペ１９に代って水素ガス貯留槽３３か
ら給水系へ水素ガスが注入される。なお、給水中の水素
濃度は水素ガス注入点の下流側の水素濃度計５７ｆ：用
いてモニタされ、このモニタ値が設定暗になるように水
素ガス注入量が流量制御弁５８によってＮ’Ｓ節される
。
一次冷却系の給水中に注入する場合の実施例を示したも
のである。水素ガス回収器３１からの回収された水素ガ
スは真空ポンプ５１にて一時中間貯槽５２に溜められ、
昇圧ポンプ５３によって水素ガス貯留槽３３に加圧貯蔵
される。水素ガス貯留槽３３の内圧は圧力計５４で常時
モニタされる。初期（原子炉起動時）には水素ボンベを
用いた水素注入器１９から三方弁５５を介して一次冷却
系の給水系配管５６へ水素ガスが注入される。起動後、
オフガス系からの水素回収が進み、水素ガス貯留槽３３
の内圧が上昇する。これ全圧力計５４でモニタし、該内
圧が設定圧力を越えた時、三方弁５５が切換えられ、以
後は水素ガスデンペ１９に代って水素ガス貯留槽３３か
ら給水系へ水素ガスが注入される。なお、給水中の水素
濃度は水素ガス注入点の下流側の水素濃度計５７ｆ：用
いてモニタされ、このモニタ値が設定暗になるように水
素ガス注入量が流量制御弁５８によってＮ’Ｓ節される
。
以上説明した本発明の実施例によれば、給水系に注入さ
れた水素はオフガス系より完全に回収され、原子炉起動
時の短時間を除き水素ガスのリサイクル使用が可能とな
る。
れた水素はオフガス系より完全に回収され、原子炉起動
時の短時間を除き水素ガスのリサイクル使用が可能とな
る。
本発明は上述の実施例のように通常の沸騰水型原子炉に
実施し得るのみでなく、炉心からの蒸気が直接タービン
へ導かれる直接サイクル型の輸水炉の他の炉型、例えは
、日本の新型転換炉、カナダのＣＡＮＤＵ炉（沸騰水タ
イプ）および英国のＳＧａなどの原子炉にも好適に実施
し得る。
実施し得るのみでなく、炉心からの蒸気が直接タービン
へ導かれる直接サイクル型の輸水炉の他の炉型、例えは
、日本の新型転換炉、カナダのＣＡＮＤＵ炉（沸騰水タ
イプ）および英国のＳＧａなどの原子炉にも好適に実施
し得る。
本発明によれば、炉水の腐食環境抑制のための給水への
注入水素ガスがオフガス系よシ回収した水素ガスで１か
なえるので、従来の水素ガスボンベを用いた注入方法に
比べ、水素ガス消費量が大巾に低減できる。１年間３０
０日連続注入した場合を想定すると、１１００ ＭＷｅ
級沸騰水型原子炉で必要とされる３ ０ Ｎｍ３１ｂの
水素ガス注入のためには、従来方法によれば２１６，０
０ＯＮｍ／年の水素ガスが消費されるが、本発明によれ
ば起動時に数１０ Ｎｍ を消費するのみである。
注入水素ガスがオフガス系よシ回収した水素ガスで１か
なえるので、従来の水素ガスボンベを用いた注入方法に
比べ、水素ガス消費量が大巾に低減できる。１年間３０
０日連続注入した場合を想定すると、１１００ ＭＷｅ
級沸騰水型原子炉で必要とされる３ ０ Ｎｍ３１ｂの
水素ガス注入のためには、従来方法によれば２１６，０
０ＯＮｍ／年の水素ガスが消費されるが、本発明によれ
ば起動時に数１０ Ｎｍ を消費するのみである。
また、従来方法ではオフガス系の水素ガスを完全に酸素
と再結合させるために過剰の酸素または空気を再結合器
入口で添加する必焚かあり、その結果、希ガスホールド
アツプ装置へのオフガス流量が増大する危険性があった
が、本発明でばががる危険性は皆無となる。
と再結合させるために過剰の酸素または空気を再結合器
入口で添加する必焚かあり、その結果、希ガスホールド
アツプ装置へのオフガス流量が増大する危険性があった
が、本発明でばががる危険性は皆無となる。
また、本発明によれば、消費を補うための膨大な水素ガ
スを備もする必要がなくなり、水素爆発に対するポテン
シャルが低減し、プラントの安全性向上に大きく富力す
る。
スを備もする必要がなくなり、水素爆発に対するポテン
シャルが低減し、プラントの安全性向上に大きく富力す
る。
第１図は従来の沸Ｈｇ水型原子炉プラントー次冷却系フ
ロー図、第２図は給水系へ水素ガスを注入した場合の水
素注入量と炉水中の溶存酸素濃度との相関を示す図、第
３図は同じく水素注入量とオフガス系からの水素および
酸素の放出量との相関を計算した結果を示す図、第４図
は本発明を実施した沸騰水型原子炉−次冷却系の一例を
示すフロー図、第５図は本発明に用いる水素がス回収器
の一例を示す断面図、第６図は該水素ガス回収器におけ
るパラジウム合金膜表面積と透過水素ガス量との相関を
示す図、第７図は本発明に基づき回収水素力スを給水中
に注入するプラント運転制御の一実施例を示すフロー図
である。 １・・・原子炉圧力容器、 ２・・・炉心、３・・・冷
却水、 ４・・・再循環系、５・・・再循環ポ
ンプ、 ６・・・セパレータ、７・・・主蒸気管、
８・・・タービン、９・・・復水器、
１０・・・復水ポンプ、１１・・・復水浄化器、
１２・・・給水ポンプ、１３・・・給水ヒータ、
１４・・・空気抽出器、１５・・・抽出器復水器、
１６・・・再結合器、１７・・・希ガスホールドアツ
プ装置、１８・・・スタック、 １９・・・水素ボンベを用いた水素注入器・２０・・・
サンプリング系、２１・・・サンプリング系、２２・・
・ガス注入器、 ３１・・・水素ガス回収器、３２
・・・加圧ポンプ、 ３３・・・水素ガス貯雪槽、４
１ ａ 、 ４ ｌ ｂ −管板、 ４２・・・ノ臂うノウム合金製細管、 ４３・・・反応室、 ４４ ａ 、 ４４ ｂ −真空室、 ４５・・・入口、 ４６・・・出口、４７
ａ 、 ４７ ｂ −真空糸、 ４８・・・伝熱管、 ５１・・・真空ポンプ、
５２・・・中間貯槽、 ５３・・・昇圧ポンプ、５
４・・・圧力計、 ５５・・・三方弁、５６・・
・給水系配管、 ５７１．・水素濃度計、５８・・・
流量制御弁 第５図 ４
ロー図、第２図は給水系へ水素ガスを注入した場合の水
素注入量と炉水中の溶存酸素濃度との相関を示す図、第
３図は同じく水素注入量とオフガス系からの水素および
酸素の放出量との相関を計算した結果を示す図、第４図
は本発明を実施した沸騰水型原子炉−次冷却系の一例を
示すフロー図、第５図は本発明に用いる水素がス回収器
の一例を示す断面図、第６図は該水素ガス回収器におけ
るパラジウム合金膜表面積と透過水素ガス量との相関を
示す図、第７図は本発明に基づき回収水素力スを給水中
に注入するプラント運転制御の一実施例を示すフロー図
である。 １・・・原子炉圧力容器、 ２・・・炉心、３・・・冷
却水、 ４・・・再循環系、５・・・再循環ポ
ンプ、 ６・・・セパレータ、７・・・主蒸気管、
８・・・タービン、９・・・復水器、
１０・・・復水ポンプ、１１・・・復水浄化器、
１２・・・給水ポンプ、１３・・・給水ヒータ、
１４・・・空気抽出器、１５・・・抽出器復水器、
１６・・・再結合器、１７・・・希ガスホールドアツ
プ装置、１８・・・スタック、 １９・・・水素ボンベを用いた水素注入器・２０・・・
サンプリング系、２１・・・サンプリング系、２２・・
・ガス注入器、 ３１・・・水素ガス回収器、３２
・・・加圧ポンプ、 ３３・・・水素ガス貯雪槽、４
１ ａ 、 ４ ｌ ｂ −管板、 ４２・・・ノ臂うノウム合金製細管、 ４３・・・反応室、 ４４ ａ 、 ４４ ｂ −真空室、 ４５・・・入口、 ４６・・・出口、４７
ａ 、 ４７ ｂ −真空糸、 ４８・・・伝熱管、 ５１・・・真空ポンプ、
５２・・・中間貯槽、 ５３・・・昇圧ポンプ、５
４・・・圧力計、 ５５・・・三方弁、５６・・
・給水系配管、 ５７１．・水素濃度計、５８・・・
流量制御弁 第５図 ４
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、 直接サイクル型軽水炉の一次冷却系の給水中に水
素ガスを注入して一次冷却水中の水の放射線分解の結果
生成する溶存酸素の濃度を低減させるようにした一次冷
却系の腐食環境抑制方法において、上記注入した水素ガ
スの量と少くとも同量の水素ガスをオフガス系から回収
し、この回収した水素ガスを一次冷却系の給水中に注入
して水素をリサイクル使用することを特徴とする腐食環
境抑制方法。 ２、オフガス系からの水素の回収は、オフガス中の酸素
と水素を再結合させる４１１結合器の上流側において行
うことを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の腐食環
境抑制方法。 ３、オフガス系からの水素の回収は、水素ガスを透過分
離させる・母ラジウム合金膜を具えた水素回収器により
行うことを特徴とする特許請求の範囲第２項記載の腐食
環境抑制方法。 ４、 オフガス系から回収した水素ガスを一時貯留槽に
貯留し、初期には水素ガスボンベから水素ガスを前記給
水中に注入し、上記貯留槽内の水素ガス貯留量が一定筐
に達した以後は筆記貯留槽から水素ガスを前記給水中に
注入することを特徴とする特許請求の範囲第１項または
第２項記載の腐食環境抑制方法。 ５、−次冷却系の給水配管の水素注入点よシ下流側に水
素濃度計を設置し、この濃度計の検出値に基づいて注入
水素ガスの流量を制御して水素ガース注入量ヲ一定に保
つこと鷺竹徴とする特許請求の範囲第１項、第２項また
は第４項記載の腐食環境抑制方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58095374A JPS59220687A (ja) | 1983-05-30 | 1983-05-30 | 直接サイクル型軽水原子炉一次冷却系の腐食環境抑制設備 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58095374A JPS59220687A (ja) | 1983-05-30 | 1983-05-30 | 直接サイクル型軽水原子炉一次冷却系の腐食環境抑制設備 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS59220687A true JPS59220687A (ja) | 1984-12-12 |
| JPH049279B2 JPH049279B2 (ja) | 1992-02-19 |
Family
ID=14135861
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58095374A Granted JPS59220687A (ja) | 1983-05-30 | 1983-05-30 | 直接サイクル型軽水原子炉一次冷却系の腐食環境抑制設備 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS59220687A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63236997A (ja) * | 1987-03-25 | 1988-10-03 | 株式会社日立製作所 | 沸騰水型原子力発電所 |
| WO1997037358A1 (fr) * | 1996-03-29 | 1997-10-09 | Hitachi, Ltd. | Centrale a energie nucleaire |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP2793883B1 (en) * | 2011-12-19 | 2018-04-18 | Dompé farmaceutici s.p.a. | Trpm8 antagonists |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS57157197A (en) * | 1981-03-25 | 1982-09-28 | Tokyo Shibaura Electric Co | Atomic power plant |
-
1983
- 1983-05-30 JP JP58095374A patent/JPS59220687A/ja active Granted
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS57157197A (en) * | 1981-03-25 | 1982-09-28 | Tokyo Shibaura Electric Co | Atomic power plant |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63236997A (ja) * | 1987-03-25 | 1988-10-03 | 株式会社日立製作所 | 沸騰水型原子力発電所 |
| WO1997037358A1 (fr) * | 1996-03-29 | 1997-10-09 | Hitachi, Ltd. | Centrale a energie nucleaire |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH049279B2 (ja) | 1992-02-19 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR910008360B1 (ko) | 원자로 냉각재 시스템의 진공 탈개스 방법 | |
| JPS59220687A (ja) | 直接サイクル型軽水原子炉一次冷却系の腐食環境抑制設備 | |
| RU2296712C2 (ru) | Способ производства молибдена-99 и устройство для его осуществления | |
| WO2010096028A9 (en) | Water treatment system and method for a fuel cell power plant | |
| JP3198807U (ja) | トリチウムからの液体放射性廃棄物の精製装置 | |
| US3554869A (en) | Nuclear reactor systems of the direct cycle boiling water type | |
| JP2001349983A (ja) | 沸騰水型原子力発電プラントの運転方法 | |
| Cristescu et al. | Experiments on water detritiation and cryogenic distillation at TLK; Impact on ITER fuel cycle subsystems interfaces | |
| EP3955262A1 (en) | Pressurized water-type nuclear power plant and method for operating pressurized water-type nuclear power plant | |
| JP2815424B2 (ja) | 放射性気体廃棄物処理装置 | |
| JPH0327879B2 (ja) | ||
| JPH027440B2 (ja) | ||
| JPS62150198A (ja) | 沸騰水型原子炉の水素ガス注入・回収装置 | |
| JPS6168599A (ja) | 気体廃棄物処理装置 | |
| CN115240884A (zh) | 一种验证基于精馏的高氚重水自辐照分解的方法 | |
| JPS6244693A (ja) | 溶存酸素抑制方法および装置 | |
| Whirl et al. | Water Technology at the Shippingport Atomic Power Station | |
| JP2000327301A (ja) | 水素製造装置及びメタノール製造装置及び原子力装置 | |
| JPS63113204A (ja) | 原子力発電所のタ−ビン系統 | |
| JP2000162383A (ja) | 原子力発電プラントの運転方法 | |
| JPS6051078B2 (ja) | 重水減速型原子炉 | |
| JPS58159Y2 (ja) | 放射性気体廃棄物処理装置 | |
| Koseki et al. | Method and system of heat energy conversion | |
| JPS61162798A (ja) | 沸騰水冷却型原子炉 | |
| JPH01184308A (ja) | 原子力発電プラント |