JPS59230196A - 原子力プラントおよびその運転方法 - Google Patents
原子力プラントおよびその運転方法Info
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- JPS59230196A JPS59230196A JP58106535A JP10653583A JPS59230196A JP S59230196 A JPS59230196 A JP S59230196A JP 58106535 A JP58106535 A JP 58106535A JP 10653583 A JP10653583 A JP 10653583A JP S59230196 A JPS59230196 A JP S59230196A
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- Japan
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- hydrogen
- dissolved
- atomic
- coupler
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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
Landscapes
- Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (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〕
本発明は一次冷却水中に水素を注入してその溶存酸素濃
度を規制するようにした原子カプラントおよびその運転
方法に関し、特に沸騰水型原子炉の一次冷却系構造材の
腐食環境抑制のだめの水素ガス注入に伴うタービン系線
量率の増大を（Ｉｌｌ ？１ｉｌＪするのに好適なもの
である。
度を規制するようにした原子カプラントおよびその運転
方法に関し、特に沸騰水型原子炉の一次冷却系構造材の
腐食環境抑制のだめの水素ガス注入に伴うタービン系線
量率の増大を（Ｉｌｌ ？１ｉｌＪするのに好適なもの
である。
軽水路では炉心部に於ける中性子、ガンマ線の照射によ
シ炉水の放射線分解が起こる。この結果炉水中には酸素
、水素、過酸化水素などの放射線分解生成物が定常的に
存在している。加圧水型原子炉では、炉水中に高濃度の
水素を添加し、放射線分解を抑制することによシ溶存酸
素濃度を低減している。沸騰水型原子炉では、炉心部で
発生した水素と酸素の大部分は蒸気相へ放出されるため
に炉水中に溶存する水素、酸素は極めて低いレベルに保
たれている。しかし、応力腐食割れ（ｓｃｃ）等の局部
腐食に対しては現状（溶存酸素濃度２００ｐｐｂ）よυ
、さらに低いレベルに保つことが望ましい。そこで、１
９７９年、スウェーデンの沸騰水型原子炉に於いて給水
系から水素ガスを注入することが行われ、炉水中の浴存
酸素濃反を１／１０以下に低減できることが実証された
。′（Ｐ、ＦｅＪｅＳ：”ｆ）ｅＢｅｒａｔｉｏｎ ｐ
ｒａｃｔｉｃｅｓ ｉｎ Ｓｗｅｄｉ５ｈＢＷＲｓ”
、 Ｓｅｍ１ｎａｒ Ｑｎ Ｃｏｕｎｔｅｒｍｅａｓｕ
ｒｅｓ ｆｏｒＢＷ几ｐｉｐｅｃｒａｃｋｉｎｇ、ＥＰ
ＲＩ、Ｐａ１ｏＡＩｔｏ、Ｃａ、 ’Ｊａｎ ２
２−２４．１９８０）第１図に、上述した炉での水素注
入実験の概要を示す。原子炉圧力容器１に炉心を冷却す
る。炉心で発生した蒸気はセパレータ７を通ってタービ
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で全量が復水脱塩器１１に送ら
れ、不純物が除かれたのち給水ポンプ１２で昇圧され、
給水ヒータ１３で昇温後再び原子炉に戻る。炉心で水の
放射線分解により生成した水素と酸素は、炉心部セパレ
ータ７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、抽気中の蒸気を抽出器復水器１５
で除去したのち、再結合器１６で前記水素と酸素が再結
合し、再び水に戻る。
シ炉水の放射線分解が起こる。この結果炉水中には酸素
、水素、過酸化水素などの放射線分解生成物が定常的に
存在している。加圧水型原子炉では、炉水中に高濃度の
水素を添加し、放射線分解を抑制することによシ溶存酸
素濃度を低減している。沸騰水型原子炉では、炉心部で
発生した水素と酸素の大部分は蒸気相へ放出されるため
に炉水中に溶存する水素、酸素は極めて低いレベルに保
たれている。しかし、応力腐食割れ（ｓｃｃ）等の局部
腐食に対しては現状（溶存酸素濃度２００ｐｐｂ）よυ
、さらに低いレベルに保つことが望ましい。そこで、１
９７９年、スウェーデンの沸騰水型原子炉に於いて給水
系から水素ガスを注入することが行われ、炉水中の浴存
酸素濃反を１／１０以下に低減できることが実証された
。′（Ｐ、ＦｅＪｅＳ：”ｆ）ｅＢｅｒａｔｉｏｎ ｐ
ｒａｃｔｉｃｅｓ ｉｎ Ｓｗｅｄｉ５ｈＢＷＲｓ”
、 Ｓｅｍ１ｎａｒ Ｑｎ Ｃｏｕｎｔｅｒｍｅａｓｕ
ｒｅｓ ｆｏｒＢＷ几ｐｉｐｅｃｒａｃｋｉｎｇ、ＥＰ
ＲＩ、Ｐａ１ｏＡＩｔｏ、Ｃａ、 ’Ｊａｎ ２
２−２４．１９８０）第１図に、上述した炉での水素注
入実験の概要を示す。原子炉圧力容器１に炉心を冷却す
る。炉心で発生した蒸気はセパレータ７を通ってタービ
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で全量が復水脱塩器１１に送ら
れ、不純物が除かれたのち給水ポンプ１２で昇圧され、
給水ヒータ１３で昇温後再び原子炉に戻る。炉心で水の
放射線分解により生成した水素と酸素は、炉心部セパレ
ータ７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、抽気中の蒸気を抽出器復水器１５
で除去したのち、再結合器１６で前記水素と酸素が再結
合し、再び水に戻る。
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１０日の間保持された後スタック
１８から系外へ放出される。炉心で発生した水素と酸素
のうちセパレーク７で蒸気相へ移行しなかったものが、
炉水に留まり、再循環系４を循環する。通常の運転では
、炉水中の溶存酸素濃度は約２００ ｐＰｂ′ｔ′ある
。水素ボンベを用いた水素注入器１９から水素ガスを給
水中に注入し、再循環系の炉水サンプリング装置２０で
溶存酸素濃度を測定した結果と、オフガス系のサンプリ
ング装置２１で、測定した酸素・水素の放出量の測定結
果を第２図に示す。第２図によシ、給水中の水素！度を
約５００１）ｐｂに保つことによって炉水中の溶存酸素
濃度をｉ ｏ ｐｐｂ程度に低減できることがわかる。
装置１７で数日から数１０日の間保持された後スタック
１８から系外へ放出される。炉心で発生した水素と酸素
のうちセパレーク７で蒸気相へ移行しなかったものが、
炉水に留まり、再循環系４を循環する。通常の運転では
、炉水中の溶存酸素濃度は約２００ ｐＰｂ′ｔ′ある
。水素ボンベを用いた水素注入器１９から水素ガスを給
水中に注入し、再循環系の炉水サンプリング装置２０で
溶存酸素濃度を測定した結果と、オフガス系のサンプリ
ング装置２１で、測定した酸素・水素の放出量の測定結
果を第２図に示す。第２図によシ、給水中の水素！度を
約５００１）ｐｂに保つことによって炉水中の溶存酸素
濃度をｉ ｏ ｐｐｂ程度に低減できることがわかる。
第３図は、？弗騰水型原子炉の炉水放射線分解シミュレ
ーションコード（炉部、内円：″ＢＷＲへの水素注入効
果の評価″日本原子力学会、昭オロ５７年秋の分科会予
稿果に７（１９８２））によシミ気出力１１００ＭＷｅ
クラスの沸騰水型原子炉に、給水系からの水素注入を行
った結果を予測したもので、この図から給水系に３ＯＮ
ｍ／１１程度の水素を注入すれば、炉水中の酸素濃度を
１０〜２０１）ｐｂに低減できることがわかる。
ーションコード（炉部、内円：″ＢＷＲへの水素注入効
果の評価″日本原子力学会、昭オロ５７年秋の分科会予
稿果に７（１９８２））によシミ気出力１１００ＭＷｅ
クラスの沸騰水型原子炉に、給水系からの水素注入を行
った結果を予測したもので、この図から給水系に３ＯＮ
ｍ／１１程度の水素を注入すれば、炉水中の酸素濃度を
１０〜２０１）ｐｂに低減できることがわかる。
上述したように、沸騰水型原子炉への水素注入は腐食環
境抑制方法として極めて有効であることがわかる。
境抑制方法として極めて有効であることがわかる。
しかし、前述したスウェーデンにおける水素注入の実験
においては、水素注入に伴ってタービン、主蒸気系配管
の線量率が、主としてＮ”の増加により倍増したことが
報告されておシ、その対策が必要視されている。（Ｊ、
Ｍａｇｄａｌｉｎｓｋｉ、 ＢｋＩｖａｒｓ：”Ｑｘ
ｙｇｅｎ ５ｕｐｐｒｅｓｓｉｏｎ ｉｎ Ｑｓｋ３ｒ
ｓｈＢ＋ｎｎ−２”、ＡＮＳ ＴｒａｎｓａＣｔｉｏｎ
ｓ、 ４３．１９８２ ＷｉｎｔｅｒＭｅｅｔｉｎｇ、
Ｗａｓｈｉｎｇｔｏｎ Ｄ、 Ｃ，（１９８２） ）
このタービン、主蒸気系課量率の増大は次の様に説明さ
れる。すなわち、先ず炉心部での水分子中の酸素原子の
放射化反応、 Ｎ２０ ＋ ｎ−＋Ｎ１６Ｈ２−１−ｐ−−−（１）及
び、酸素分子中の酸素原子の放射化反応０２＋ｎ→Ｎｌ
６０＋り ・・・・・・・・・（２）に
よりＮ”を含んだＮＨｚ 、Ｎ０分子が形成される。一
方、実際の沸騰水型原子炉では、第１図に示した様に復
水器９を空気抽出器１４で負圧に保つために常に外部か
らの空気の漏れ込みがあシ、空気中の窒素が給水中に溶
は込み、これが炉内に持ち込まれることになる。炉内で
は、水の放射線分解の結果、中間生成種としてＯＨ，Ｈ
Ｏ２などが定常的に存在しており、水中に窒素が溶存し
ている場合にはまず、 Ｎ２ ＋ＯＨ−＋ＮＨ＠−ＮＯ・・・・・・・・・（３
）の反応が生じる。このようにして生じたＮＨ。
においては、水素注入に伴ってタービン、主蒸気系配管
の線量率が、主としてＮ”の増加により倍増したことが
報告されておシ、その対策が必要視されている。（Ｊ、
Ｍａｇｄａｌｉｎｓｋｉ、 ＢｋＩｖａｒｓ：”Ｑｘ
ｙｇｅｎ ５ｕｐｐｒｅｓｓｉｏｎ ｉｎ Ｑｓｋ３ｒ
ｓｈＢ＋ｎｎ−２”、ＡＮＳ ＴｒａｎｓａＣｔｉｏｎ
ｓ、 ４３．１９８２ ＷｉｎｔｅｒＭｅｅｔｉｎｇ、
Ｗａｓｈｉｎｇｔｏｎ Ｄ、 Ｃ，（１９８２） ）
このタービン、主蒸気系課量率の増大は次の様に説明さ
れる。すなわち、先ず炉心部での水分子中の酸素原子の
放射化反応、 Ｎ２０ ＋ ｎ−＋Ｎ１６Ｈ２−１−ｐ−−−（１）及
び、酸素分子中の酸素原子の放射化反応０２＋ｎ→Ｎｌ
６０＋り ・・・・・・・・・（２）に
よりＮ”を含んだＮＨｚ 、Ｎ０分子が形成される。一
方、実際の沸騰水型原子炉では、第１図に示した様に復
水器９を空気抽出器１４で負圧に保つために常に外部か
らの空気の漏れ込みがあシ、空気中の窒素が給水中に溶
は込み、これが炉内に持ち込まれることになる。炉内で
は、水の放射線分解の結果、中間生成種としてＯＨ，Ｈ
Ｏ２などが定常的に存在しており、水中に窒素が溶存し
ている場合にはまず、 Ｎ２ ＋ＯＨ−＋ＮＨ＠−ＮＯ・・・・・・・・・（３
）の反応が生じる。このようにして生じたＮＨ。
ＮＯは、さらに表１に示すような反応を通じて、ＮＮ２
、ＮＨ３，Ｎｏｒ 、ＮＯｉなどを形成する。
、ＮＨ３，Ｎｏｒ 、ＮＯｉなどを形成する。
第４図は、４素を多量に溶存した水にガンマ線を照射し
た時のＮＨａ 、ＮＯｉ 、ＮＯｉなどの生成率を実測
した結果を示す図である。水素注入を行った場合には、
水素濃度が置くなる結果、Ｎ Ｈ十Ｈ２→Ｎ Ｈ３・・
・・・・・・・（４）の反応が進行して、炉水中にアン
モニアが形成される。アンモニアは、高温では極めて揮
発性が高いため、炉内では速やかに蒸気相に移行する。
た時のＮＨａ 、ＮＯｉ 、ＮＯｉなどの生成率を実測
した結果を示す図である。水素注入を行った場合には、
水素濃度が置くなる結果、Ｎ Ｈ十Ｈ２→Ｎ Ｈ３・・
・・・・・・・（４）の反応が進行して、炉水中にアン
モニアが形成される。アンモニアは、高温では極めて揮
発性が高いため、炉内では速やかに蒸気相に移行する。
放射線照射によシ生成したＮ”Ｎ２ 、Ｎ１６０は、表
１に示した反応及び同位体交換反応を介して、蒸気相へ
Ｎ ” ’ Ｈ３として放出される。結局、窒素溶存ド
で水素を注入することによシ、正味の反応、Ｎ２ ＋３
Ｎ２→２ Ｎ Ｈ３・・・・・・・・・（５）が進行
する結果、主蒸気、タービン系の線量率が上昇すること
になる。すなわち、復水器９からの空気の漏れ込みが大
きいプラント程、タービン系表Ｉ Ｎの関与する水の放
射線分解生成種間の反応（一部） の線量率が増大するので、その対策が不可欠となる。タ
ービン建屋は常時従業員が点検等に立入る必要があるた
め、例えば、雰囲気を空気の代シにＡｒ等の不活性ガス
で置換することは困難である。
１に示した反応及び同位体交換反応を介して、蒸気相へ
Ｎ ” ’ Ｈ３として放出される。結局、窒素溶存ド
で水素を注入することによシ、正味の反応、Ｎ２ ＋３
Ｎ２→２ Ｎ Ｈ３・・・・・・・・・（５）が進行
する結果、主蒸気、タービン系の線量率が上昇すること
になる。すなわち、復水器９からの空気の漏れ込みが大
きいプラント程、タービン系表Ｉ Ｎの関与する水の放
射線分解生成種間の反応（一部） の線量率が増大するので、その対策が不可欠となる。タ
ービン建屋は常時従業員が点検等に立入る必要があるた
め、例えば、雰囲気を空気の代シにＡｒ等の不活性ガス
で置換することは困難である。
又、主蒸気配管の一部を含むタービン系全体にじゃへい
を追設することも、工事の規模、建屋内のスペース等の
面から考えて現実的には困難である。
を追設することも、工事の規模、建屋内のスペース等の
面から考えて現実的には困難である。
本発明は、給水系から水素を注入する場合に伴うタービ
ン系の線量率増大を抑制するようにした原子カプラント
およびその運転方法を提供することを目的とするもので
ある。
ン系の線量率増大を抑制するようにした原子カプラント
およびその運転方法を提供することを目的とするもので
ある。
本発明の特徴は、原子炉の一次冷却水中に水素を注入し
て冷却水中の溶存酸素濃度を規制する場合において、該
−次系のタービン復水器下流に水素を注入し、次に復水
中の溶存水素と溶存窒素を結合させてアンモニアを生成
せしめ、生成したアンモニアを前記復水から捕集し、そ
の後前記復水を炉内に供給する点にある。
て冷却水中の溶存酸素濃度を規制する場合において、該
−次系のタービン復水器下流に水素を注入し、次に復水
中の溶存水素と溶存窒素を結合させてアンモニアを生成
せしめ、生成したアンモニアを前記復水から捕集し、そ
の後前記復水を炉内に供給する点にある。
復水器からの窒素の漏れ込みが大きいほど、水素注入の
場合生成するアンモニアの量が増え、同位体交換反応が
進行する結果Ｎ”Ｎ３の蒸気相への放出が増大する。そ
こで本発明は、復水器から漏れ込む窒素が炉内に付込ま
れる前に除去するようにしたものでろる。
場合生成するアンモニアの量が増え、同位体交換反応が
進行する結果Ｎ”Ｎ３の蒸気相への放出が増大する。そ
こで本発明は、復水器から漏れ込む窒素が炉内に付込ま
れる前に除去するようにしたものでろる。
本発明の一実施例を第５図に示す。復水器９出口から復
水脱塩器１１の入口に至る復水器・ばの途中には水素ボ
ンベなどの水素注入手段１９が設けられておシ、この水
素注入手段１９と前記復水脱塩器１１との間における復
水配管の途中には復水中の溶存水素と溶存窒素を結合さ
せてアンモニアを生成せしめる結合器２２が設けられて
いる。復水器９内に漏れ込んだ窒素は、復水脱塩器１１
の上流側に設けられた結合器２２において、注入された
水素と強制的に反応させられ、アンモニウムイオンＮＨ
４＋に変換される。その後、このアンモニウムイオンは
復水脱塩器１１内に流入し、この脱塩器１１内のイオン
交換樹脂によシ捕桑され、したがって炉内に持込まれる
窒素の量は大幅に低減される。現在沸騰水型原子炉で使
用されているイオン交換樹脂の捕集効率は、１００チ近
いので、溶存窒素がアンモニウムイオンに変換されれば
そのほとんどは脱塩器１１で捕集されるから、実質的な
窒素の除去効率は、結合器２２の反応効率で決まる。窒
素と水素の結合は、放射性同位元素又はコックロフト型
加速機などを用いた放射線発生装置などの力対線発生源
による放射線を照射することによシ可能である。
水脱塩器１１の入口に至る復水器・ばの途中には水素ボ
ンベなどの水素注入手段１９が設けられておシ、この水
素注入手段１９と前記復水脱塩器１１との間における復
水配管の途中には復水中の溶存水素と溶存窒素を結合さ
せてアンモニアを生成せしめる結合器２２が設けられて
いる。復水器９内に漏れ込んだ窒素は、復水脱塩器１１
の上流側に設けられた結合器２２において、注入された
水素と強制的に反応させられ、アンモニウムイオンＮＨ
４＋に変換される。その後、このアンモニウムイオンは
復水脱塩器１１内に流入し、この脱塩器１１内のイオン
交換樹脂によシ捕桑され、したがって炉内に持込まれる
窒素の量は大幅に低減される。現在沸騰水型原子炉で使
用されているイオン交換樹脂の捕集効率は、１００チ近
いので、溶存窒素がアンモニウムイオンに変換されれば
そのほとんどは脱塩器１１で捕集されるから、実質的な
窒素の除去効率は、結合器２２の反応効率で決まる。窒
素と水素の結合は、放射性同位元素又はコックロフト型
加速機などを用いた放射線発生装置などの力対線発生源
による放射線を照射することによシ可能である。
以下、放射線を利用した時の結合器の効率の概算法を示
す。
す。
水中に水素が十分含まれている時に進む反応は見掛は上
、 ｋ申 Ｎ ２ ＋３ Ｈ２、−４−２Ｎｋ１３ ・
・・・・・・・・（６）の様に表わすことができる。こ
こで、見掛けの反応速度に＊は、線量率りの関数であっ
て、αを比例係数として、 ｋ＊＝αＤ ・・・・旧・・（
７）の様に近似できる。この時、望素、アンモニアの時
間的変化率は、 −ｔ：Ｄ Ｃ１’ｈ） ＣＮ２ ：］ ３ ・・・・
・・（８）′第３図に示しだ実測データにおいて、（Ｎ
２１） −〔Ｎ２〕は一定と見なして良いから、 （ＮＨａ）−α：ｏｔ ［Ｎ２） ＣＨｚ）３−α［：
Ｎ２）Ｄｂ）８ ・・・・・・・・・（９）ここで
Ｒは線量を表わす、（９）式に、第３図の実測値を代入
すると、 ａ ＝ ６．０３ ｘ １０１２（（Ｗ／ｃｆｆｌ＞−
’（ｍｏｌ／Ａ）−３）を得る。これから、（８）７式
は、 −３，ＯＸ １０１２Ｄ ＣＮ２） ＣＮ２ 〕３
・・・・・・・・・０υの様に表わすことができ、［Ｎ
２）が一定とみなすことのできる場合には、 ＣＮ ２：］ １−［Ｎ２） ｔ ＋Ｑ ｅＸｐ（３，
０Ｘ１０１２Ｄｔ［）ｈ）３）・・・・・・・・・Ｃ２ を得る。これから、反応効率ε、は となる。給水中の溶存水素濃度が１解となるように水素
を注入した場合を仮定すると反応率εｔは’ｔ＝ｅｘｐ
（３７５Ｄｔ ） −−−−−−−−・Ｉ
Ｊ４）で表わせる。反応効率ε、を、放射線の照射時間
のｒｉＡ故として表わすと、第６図の様になる。したが
って、例えば、１×１ｏ６几／ Ｉｔ （Ｑ、 ５刈０
−２Ｗ ／ａ！ ）のガンマ線線量率で１秒照射すれば
給水中の溶存屋累濃度を１／１０に低減できることにな
る。
、 ｋ申 Ｎ ２ ＋３ Ｈ２、−４−２Ｎｋ１３ ・
・・・・・・・・（６）の様に表わすことができる。こ
こで、見掛けの反応速度に＊は、線量率りの関数であっ
て、αを比例係数として、 ｋ＊＝αＤ ・・・・旧・・（
７）の様に近似できる。この時、望素、アンモニアの時
間的変化率は、 −ｔ：Ｄ Ｃ１’ｈ） ＣＮ２ ：］ ３ ・・・・
・・（８）′第３図に示しだ実測データにおいて、（Ｎ
２１） −〔Ｎ２〕は一定と見なして良いから、 （ＮＨａ）−α：ｏｔ ［Ｎ２） ＣＨｚ）３−α［：
Ｎ２）Ｄｂ）８ ・・・・・・・・・（９）ここで
Ｒは線量を表わす、（９）式に、第３図の実測値を代入
すると、 ａ ＝ ６．０３ ｘ １０１２（（Ｗ／ｃｆｆｌ＞−
’（ｍｏｌ／Ａ）−３）を得る。これから、（８）７式
は、 −３，ＯＸ １０１２Ｄ ＣＮ２） ＣＮ２ 〕３
・・・・・・・・・０υの様に表わすことができ、［Ｎ
２）が一定とみなすことのできる場合には、 ＣＮ ２：］ １−［Ｎ２） ｔ ＋Ｑ ｅＸｐ（３，
０Ｘ１０１２Ｄｔ［）ｈ）３）・・・・・・・・・Ｃ２ を得る。これから、反応効率ε、は となる。給水中の溶存水素濃度が１解となるように水素
を注入した場合を仮定すると反応率εｔは’ｔ＝ｅｘｐ
（３７５Ｄｔ ） −−−−−−−−・Ｉ
Ｊ４）で表わせる。反応効率ε、を、放射線の照射時間
のｒｉＡ故として表わすと、第６図の様になる。したが
って、例えば、１×１ｏ６几／ Ｉｔ （Ｑ、 ５刈０
−２Ｗ ／ａ！ ）のガンマ線線量率で１秒照射すれば
給水中の溶存屋累濃度を１／１０に低減できることにな
る。
第７図、第８図は、第５図に示す結合器２２の構造を詳
細に示したもので、Ｃｏ６０で構成された円筒状の密封
線源集合体２３（放射線発生源）を備えている。窒素や
水素を溶存している復水は、結合器２２の入口２４から
流入し、密封線源集合体２３の内側及び外側の通水部２
５を通ｐ、出口２６から流出する。円筒状のＣｏ’°線
源は、第９図および第１０図に示すように一般に製品と
して出回っているもので、比放射能１０ Ｃｉ ／ ｇ
ｌ 直径３．２關、長さ１２７ｍのＣｏ６０棒を２本ず
つカプセル２７につめ、このカプセル２７を５５本、直
置１０ｃｍ及び１１．８ｃｎ１の同心円周上にそれぞれ
３０本及び２５本を配列したものである。このようにし
てできあがった円筒状線源２８（長さ４０５叫、直径１
３４間）は、初期１２ｋＣｉの放射能を持つ。結合器２
２の線源集合体２３（長さ１２５０＋ｏ＋）は、この様
な円筒状線源２８を１集合体当シー直線上に３段重ねた
もので、第７図、第８図に示す様に配置することに上り
、結合器２２の通水部２５の全域にわたってほぼ均一な
線量率分布２Ｘ１０６Ｒ／ｈ（１，２ｘｌＯ−２Ｗ／ｆ
ｆ１）を得ることができ、この時、結合器２２内におけ
る復水の必要な滞在時間は（２）式により、０．５ｓと
なる。
細に示したもので、Ｃｏ６０で構成された円筒状の密封
線源集合体２３（放射線発生源）を備えている。窒素や
水素を溶存している復水は、結合器２２の入口２４から
流入し、密封線源集合体２３の内側及び外側の通水部２
５を通ｐ、出口２６から流出する。円筒状のＣｏ’°線
源は、第９図および第１０図に示すように一般に製品と
して出回っているもので、比放射能１０ Ｃｉ ／ ｇ
ｌ 直径３．２關、長さ１２７ｍのＣｏ６０棒を２本ず
つカプセル２７につめ、このカプセル２７を５５本、直
置１０ｃｍ及び１１．８ｃｎ１の同心円周上にそれぞれ
３０本及び２５本を配列したものである。このようにし
てできあがった円筒状線源２８（長さ４０５叫、直径１
３４間）は、初期１２ｋＣｉの放射能を持つ。結合器２
２の線源集合体２３（長さ１２５０＋ｏ＋）は、この様
な円筒状線源２８を１集合体当シー直線上に３段重ねた
もので、第７図、第８図に示す様に配置することに上り
、結合器２２の通水部２５の全域にわたってほぼ均一な
線量率分布２Ｘ１０６Ｒ／ｈ（１，２ｘｌＯ−２Ｗ／ｆ
ｆ１）を得ることができ、この時、結合器２２内におけ
る復水の必要な滞在時間は（２）式により、０．５ｓと
なる。
前述した線源集合体２３は、さらに、円筒状線源２８を
放射方向に３体重ね合せて第１１図に示すように円環状
容器に挿入され、上記は溶接にょシ密封される。この様
にして製作した線源集合体２３は結合器２２内の上部グ
リッド２９及び下部グリツ゛ド３０の間に固定される。
放射方向に３体重ね合せて第１１図に示すように円環状
容器に挿入され、上記は溶接にょシ密封される。この様
にして製作した線源集合体２３は結合器２２内の上部グ
リッド２９及び下部グリツ゛ド３０の間に固定される。
上部グリッド２９は、押えバネ（図示せず）を介して結
合器２２の上蓋によシ半固定する。
合器２２の上蓋によシ半固定する。
第１２図は、実プラントに本発明における結合器２２を
設置する場合のレイアウトの一例を示したもので、結合
器２２は床下に埋められ、上方にじゃへい用の水を入れ
たプール３１（深さ約１０ｍ）を形成する。線源果合体
２３を結合器２２内に収納する場合は、上部フランジ３
２を取シ除いた状態でプール３１に水を張り、線源集合
体２３をしやへい容器ごとゾール３１の処理台３３上に
沈め、遠隔操作によシ果合体２３を反応容器２２内に設
置し、上部７ランジ３２を締めれば良い。
設置する場合のレイアウトの一例を示したもので、結合
器２２は床下に埋められ、上方にじゃへい用の水を入れ
たプール３１（深さ約１０ｍ）を形成する。線源果合体
２３を結合器２２内に収納する場合は、上部フランジ３
２を取シ除いた状態でプール３１に水を張り、線源集合
体２３をしやへい容器ごとゾール３１の処理台３３上に
沈め、遠隔操作によシ果合体２３を反応容器２２内に設
置し、上部７ランジ３２を締めれば良い。
以上説明した如く、本発明の実施例によれば、復水器か
らの窒素の漏れ込みが大きい場合にも、炉心への窒素の
持ち込みを１ｘｌＯ程度にすることができるので、水素
注入に伴うタービン系線量率の増大を抑制することがで
きる。したがって、沸騰水型原子炉への水素注入に対す
る障害を除去することができ、原子炉の安全性、稼動率
向上に及ぼす効果は大きい。
らの窒素の漏れ込みが大きい場合にも、炉心への窒素の
持ち込みを１ｘｌＯ程度にすることができるので、水素
注入に伴うタービン系線量率の増大を抑制することがで
きる。したがって、沸騰水型原子炉への水素注入に対す
る障害を除去することができ、原子炉の安全性、稼動率
向上に及ぼす効果は大きい。
本発明の原子カプラントおよびその運転方法は復水中の
溶存水素と溶存窒素を結合させてアンモニアを生成せし
め、生成したアンモニアを復水から捕集し、その後復水
を炉内に供給するように構−成しているから、給水系か
ら水素を注入する場合に伴うタービン系の線量率増大を
抑Ｉ６１ノすることができる効果がある。
溶存水素と溶存窒素を結合させてアンモニアを生成せし
め、生成したアンモニアを復水から捕集し、その後復水
を炉内に供給するように構−成しているから、給水系か
ら水素を注入する場合に伴うタービン系の線量率増大を
抑Ｉ６１ノすることができる効果がある。
第１図は従来の原子カプラントを示すもので、水素注入
に系る沸騰水型原子炉の一次系のシステム構成図、第２
図は水素注入実験の結果を示す線図、第３図は、炉水の
放射線分解のミツニレ−ジョンコードによる水素注入の
予測結果を示す線図、第４図は、窒素溶存水に放射線を
照射した時のＮＨ３、Ｎ０ｓ−、ＮＯ２−の生成率の実
測値、第５図は、本発明の一実施例を示す要部のシステ
ム構成図、第６図は、塁素濃度の低減率と線量率、照射
時間との相関を示す線図、第７図は、第５図に示す結合
器を詳細に示す縦断面図、第８図は第７図の■−■線矢
視図、第９図は、円筒状の００６０線源の構造を示す縦
断面図、ｆＡｔｏ図は第９図をＸ−Ｘ線矢視方向からみ
た概略図、第１１図は、線源果合体の構造及びその固定
方法を示す縦断面図、第１２図は、結合器を実プラント
に設置する場合のレイアウトの一例を示す縦断面図であ
る。 １・・・沸騰水型原子炉圧力容器、２・・・炉心、３・
・・冷却水、４・・・再循環系、５・・・再循環ポンプ
、６・・・シュラウド、７・・・セパレータ、８・・・
タービン、９・・・復水器、１０・・・復水ポンプ、１
１・・・復水脱塩器、１２・・・給水ポンプ、１３・・
・給水ヒータ、１４・・・空気抽出器、１５・・・湿分
分離器、１６・・・再結合器、１７・・・希ガスホール
ドアツプ装置、１８・・・スタック、１９・・・水素注
入手段、２０・・・炉水サンプリング装置ｉｔ、２１・
・・オフガスサンプリング装置、２２・・・結合器、２
３・・・線源集合体、２４・・・結合器入口、２５・・
・通水部、２６・・・結合器出口、２７・・・６ｏＣｏ
線源のカプセル、２８・・・円筒状線源、２９・・・上
部グリッド、３０・・・下部グリッド、３１・・・プー
ル、３２・・・結合器の上部フランジ、３３・・・処理
語 １ 口 ｉ ２図 ０ ／θθ ２００．３００４００５００飴米中水業濃
度（ＰＦｂ ） メ ３ 図 ０ ２０ ４０ ６０ ｇＯ／ＤＯ 水（逢人量（７ｖ−？／れ〕 某 ｄ Ｄ及Ｕ又乗蒙量（、メム３゜ 纂 ５ｍ ？ 笛 、４１ ｔ＜ｓ） そ ７Ｉ￥Ｉ７ ｉ ９図 業 ７６図 め １１回 躬 １２０
に系る沸騰水型原子炉の一次系のシステム構成図、第２
図は水素注入実験の結果を示す線図、第３図は、炉水の
放射線分解のミツニレ−ジョンコードによる水素注入の
予測結果を示す線図、第４図は、窒素溶存水に放射線を
照射した時のＮＨ３、Ｎ０ｓ−、ＮＯ２−の生成率の実
測値、第５図は、本発明の一実施例を示す要部のシステ
ム構成図、第６図は、塁素濃度の低減率と線量率、照射
時間との相関を示す線図、第７図は、第５図に示す結合
器を詳細に示す縦断面図、第８図は第７図の■−■線矢
視図、第９図は、円筒状の００６０線源の構造を示す縦
断面図、ｆＡｔｏ図は第９図をＸ−Ｘ線矢視方向からみ
た概略図、第１１図は、線源果合体の構造及びその固定
方法を示す縦断面図、第１２図は、結合器を実プラント
に設置する場合のレイアウトの一例を示す縦断面図であ
る。 １・・・沸騰水型原子炉圧力容器、２・・・炉心、３・
・・冷却水、４・・・再循環系、５・・・再循環ポンプ
、６・・・シュラウド、７・・・セパレータ、８・・・
タービン、９・・・復水器、１０・・・復水ポンプ、１
１・・・復水脱塩器、１２・・・給水ポンプ、１３・・
・給水ヒータ、１４・・・空気抽出器、１５・・・湿分
分離器、１６・・・再結合器、１７・・・希ガスホール
ドアツプ装置、１８・・・スタック、１９・・・水素注
入手段、２０・・・炉水サンプリング装置ｉｔ、２１・
・・オフガスサンプリング装置、２２・・・結合器、２
３・・・線源集合体、２４・・・結合器入口、２５・・
・通水部、２６・・・結合器出口、２７・・・６ｏＣｏ
線源のカプセル、２８・・・円筒状線源、２９・・・上
部グリッド、３０・・・下部グリッド、３１・・・プー
ル、３２・・・結合器の上部フランジ、３３・・・処理
語 １ 口 ｉ ２図 ０ ／θθ ２００．３００４００５００飴米中水業濃
度（ＰＦｂ ） メ ３ 図 ０ ２０ ４０ ６０ ｇＯ／ＤＯ 水（逢人量（７ｖ−？／れ〕 某 ｄ Ｄ及Ｕ又乗蒙量（、メム３゜ 纂 ５ｍ ？ 笛 、４１ ｔ＜ｓ） そ ７Ｉ￥Ｉ７ ｉ ９図 業 ７６図 め １１回 躬 １２０
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、原子炉、タービン、タービン復水器および復水脱塩
器などから構成され、その−次冷却水中に水素を注入し
て冷却水中の溶存酸素濃度を規制するようにした原子カ
プラントにおいて、−次系のタービン復水器下流の復水
配管の途中に水素注入手段を設け、この水素注入手段の
下流における復水配管゛の途中には復水中の溶存水素と
溶存窒素を結合させてアンモニアを生成せしめる結合器
を設け、該結合器の下流には脱塩器を設けたことを特徴
とする原子カプラント。 ２、復水中の溶存水素と溶存窒素を結合させてアンモニ
アを生成せしめる結合器は、放射線発生源を備え、この
放射線発生源から発生した放射線を復水配管内の復水に
照射する構成としたことを特徴とする特許請求の範囲第
１項記載の原子カプラント。 ３、放射線発生源は放射性同位元素であることを特徴と
する特許請求の範囲第２項記載の原子カプラント。 ４、放射線発生源は放射線発生装置であることを特徴と
する特許請求の範囲第２項記載の原子カプラント。 ５、結合器はＣ０６０で構成された円筒状の胡封線源集
合体を備えておシ、この密封線源果合体の内側及び外側
には復水の通水部を形成していることを特徴とする特許
請求の範囲第２項記載の原子カプラント。 ６、原子炉の一次冷却水中に水素を注入して冷却水中の
溶存酸素濃度を規制する場合において、該−次系のター
ビン復水器下流に水素を注入し、次に復水中の溶存水素
と溶存窒素を結合させてアンモニアを生成せしめ、生成
したアンモニアを前記復水から捕集し、その陵前記復水
を炉内に供給することを特徴とする原子カプラントの運
転方法。 ７、水素を注入後の復水に放射線を照射して復水中の溶
存水素と溶存窒素を結合することを特徴とする特許請求
の範囲第６項記載の原子カプラントの運転方法。 ８、復水中の溶存水素と溶存ｆｆ１Ｘを結合してアンモ
ニウムイオンに変換した後、復水脱塩器内のイオン交換
樹脂により前記アンモニウムイオンを捕集することを特
徴とする特許請求の範囲第６項または第７項に記載の原
子カプラントの運転方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58106535A JPS59230196A (ja) | 1983-06-13 | 1983-06-13 | 原子力プラントおよびその運転方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58106535A JPS59230196A (ja) | 1983-06-13 | 1983-06-13 | 原子力プラントおよびその運転方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS59230196A true JPS59230196A (ja) | 1984-12-24 |
Family
ID=14436082
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58106535A Pending JPS59230196A (ja) | 1983-06-13 | 1983-06-13 | 原子力プラントおよびその運転方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS59230196A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH11166996A (ja) * | 1997-12-04 | 1999-06-22 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器の水素除去装置 |
-
1983
- 1983-06-13 JP JP58106535A patent/JPS59230196A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH11166996A (ja) * | 1997-12-04 | 1999-06-22 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器の水素除去装置 |
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