JPS60186793A - 原子炉冷却材系の真空脱ガス方法 - Google Patents

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。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は一般ｌこ、原子炉冷却材系を真空脱ガスし再充
填する方法に関し、より詳細には、原子炉冷却材中の放
射性ガス及び非放射性ガスの濃度を低残留１／ベルまで
減少させる方法に関するものである。

加圧木型原子炉（　ＰＷＲ　）　プランｌ・の停止中に
、京子炉容器のフランジを通過してそ（７）ノー４゛ル
の中心面才で、原子炉の冷却材層を１・ｌ／ンすること
が普通に行なわれる。この中心面は、、：へ気発生器に
至るホットレッグ連結配管の中心面と合致ずる。このド
レンにより、停止中、ポンプ。

蒸気発生器、支持構造物その他の検査、試験及び保守の
各作業を行なうことができる、原子炉の運転中に、核燃
別にお（寸る核分裂反応によーって発生したいくらかの
核分裂力ス（放射性ガス）は、原子炉冷却材系（ＲＣＳ
）！こ入り、原子炉冷却材中に溶解ずるようにｆ，（る
。、放射性ガスの濃度は、運転停止後に、ただし７燃別
交換一保守作業が開始される前に、プラントの保守及び
検査要員の過度な放射線被曝をさけるため低下させるこ
とが必要になる。

従来は、原子炉冷却材は、Ｒｏｅに連結した体種制御タ
ンク（ＶＣＴ　）を用いて予め脱ガスしていた。ここに
、ＲｏＳは、原子炉容器、蒸気発生器、冷却材ポンプ及
び連結配管のような、原子炉蒸気供給系（Ｎ５ＳＳ）の
諸機器を主ｌこ包含している。ＶＣＴは、放射性ガスを
原子炉冷却材からＶＯＴの気相部中にフラッシュさせる
ことによって脱ガスモードで作動する系、即ち化学体積
制御系（ＣＶＣ８）の一部分である。添付図にはこの系
の一例が点線で囲んで示されている。

典型的には、比較的少量の原子炉冷却材をＲｏＳからＣ
ｖＣ８を経て分流させる。この流れは、原子炉冷却材が
後に減圧される場合に蒸気の生成を防止するために、減
圧熱交換器内において最初冷却される。この流れは、混
合床式脱塩装置において浄化され、溶解しているイオン
性又は浮遊粒状物を除去するために、濾過され、ＶＯＴ
に導かれる。この流れは、ＶＯＴにおいて、溶解してい
る放射性ガスを溶液から除くためにスプレー作用にかけ
られる。放射性ガスは次にＶＯＴの気相部中に遊離ガス
として集取され、廃ガス系に、更に処理されるためにパ
ージされる。最終的に、脱ガスされた原子炉冷却材は、
放射性ガスについて残留冷却材を希釈する高圧充填ポン
プによってＲｏｅに返送される。この過程は、原子炉冷
却材の放射性ガス濃度が停止の諸作業に適合した値とな
るまで続けられる。この脱ガス法は、脱ガス操作の完了
までに、二日間もの多くの時間を必要とする。

また、この脱ガス法によれば、圧力容器内の冷却材レベ
ルが正常な動作レベルに回復されるまでに、何回かの、
充填、ベント及び冷却材ポンプの作動という面倒な始動
手順を必要とする。

これは、望ましくないガスが冷却水と共に溶液中に圧入
されることを防止し、原子炉冷却材ポンプによってコ相
を圧送することをさけるように、冷却材レベルが高くな
るのに伴なって圧力容器を絶えずベントする必要がある
ためである。

ｅｖＣｓ処理手順に対する改良点は、圧力容器を蒸気発
生器に連結しているホットレッグのほぼ中央部まで原子
炉冷却材系をドレンする真空脱ガス系である。このドレ
ンは、空気、従って酸素を系中に導くことをさけるため
に、典型的には、加圧器から与えられるわずかな窒素圧
力の下に行なわれる。図示した冷却材ドレンタンクポン
プは一般にこの目的に使用される。ホットレッグノズル
の中心画才で冷却材レベルを下降させた後、冷却系飽和
圧力に到達するまで窒素を除去することによって、系内
を真空にする。

これによって、系中に残留する冷却材を沸騰させ、冷却
材を脱ガスさせる。脱ガス後に燃料交換及び保守作業を
行なうことができる。

始動前に真空系を用いて真空下に冷却材を再充填するこ
とにより、前述した冷却材ポンプの充填−ベントージョ
ッギング（ｊｏｇ）サイクルの必要が除かれる。この簡
単な再充填手順は、気相部中に大量の気泡をトラップす
ることなく原子炉冷却材レベルを高くすることを可能と
する系中の真空の存在によって可能になる。そのため再
充填中に原子炉容器を定期的にベントする必要が除かれ
る。

米国特許第ダ、／１７．／！ｌＡ号明細書には、原子炉
冷却材が蒸気発生器の２次側の液に漏出することにより
原子炉プラントからの放射性放出物を減少させる方法及
び装置が開示されている。この発明の１つの特徴は、タ
ンクのブローダウン蒸気を大気中に放出することなく凝
縮し除染することにある。

米国特許第へＯダ、３．ｇ４に号明細書には、原子炉運
転中に冷却材のホウ素含量を制御すると共に冷却材を脱
ガスする加圧水型原子炉（ＰＷＲ）冷却材処理系が開示
されている。ホウ素制御は精留塔で行ない、脱ガスは、
普通の脱ガス装置が必要とする場合に周期的に行なう。

米国特許第Ｊ、Ｙ　ｊ　２．．２　／　２号明細書には
、沸騰水型原子炉の凝縮物を減圧し脱ガスする方法及び
装置が開示されている。（給水予熱器からの）２次側凝
縮物は、比較的高圧−高温の室に向けられた後、（主凝
縮器からの）７次側凝縮物流に送り込まれ、−次側凝縮
物は、７次側凝縮物中において気化し、７次側凝縮物を
脱ガスする。

米国特許第３，９Ａ’ｌ、９４！号明細書は、希ガスを
分離（この希ガスは後に貯蔵することができる）するた
めの普通の脱ガス器と分離器とを利用した普通のＰＷＲ
冷却材放射性ガス処理系を開示している。

米国特許第３．４＃０．！；／！ｉ号明細書は、原子炉
冷却材からの放射性物質を濃縮する系を開示している。

この系は基本的には蒸気圧縮蒸留系である。

米国特許第３．．２　／　０．９　／　、２号明細書は
、蒸気発生器の給水のような液からアンモニアのような
高溶解性ガスを除去する方法及び装置を開示している。

これ以外の原子炉用以外の脱ガス器は、米国特許第Ｊ、
Ｊ　４１２．０．２０号明細書に開示されている。

米国特許第、３，２１２．コ１．１号明細書には、Ｒｏ
Ｓから少量の原子炉冷却材流を分離し、原子炉の運転圧
力とほぼ同一の圧力において蒸気を蒸留し、７次側流体
の蒸気と液体残管物とを形成することにより、原子炉運
転中に原子炉冷却材を浄化する方法が開示されている。

蒸気はＲｏＳ及びカスケードされた残留物ζこ戻される
。

これらの公知技術のいずれも、既存の多くのＮ５ＳＳ要
素を使用して原子炉停止後に原子炉冷却材を高速で脱ガ
スするための簡単で有効な方法を示すものではない。

本発明の目的は、溶解した酸素を原子炉冷却材から有効
に除去するために、再充填作業の間にヒドラジンのよう
な脱酸素化学物質を原子炉冷却材に添加する必要を除く
、原子炉冷却材の迅速な脱ガス−再充填方法を提供する
ことにある。

この目的のために、本発明は、原子炉圧力容器と、少く
とも７つの蒸気発生器とを備えると共に、両者間に延長
しているホットレッグを含む配管を備えた原子炉冷却材
系の真空脱ガス方法において、原子炉冷却材系がベント
されない状態に保たれる間に、該ホットレッグのほぼ中
間点まで、原子炉冷却材系をドレンし、原子炉冷却材が
熱除去系を通り循環される間に、フラッシュした原子炉
冷却材を、前記蒸気発生器の７次側で凝縮させ、凝縮し
なかった気体から分離し、最終的に、原子炉冷却材系に
真空を導いて、原子炉冷却材系を減圧し、それから気体
を取除くことを特徴とするものである。

冷却材系をドレンする工程には、好ましくは、コ相ポン
プを使用し、ドレンの間に、ベントされなかった原子炉
冷却材系中に部分真空を設定する工程が含まれる。部分
真空は、原子炉冷却材系中の周囲温度において原子炉冷
却材を沸騰させることにより、ドレン工程の間に脱ガス
が生ずるに足りる値とする。

還流工程には、好ましくは、２次側の冷却材を蒸気発生
器の一次側に通るように流し、蒸気発生器の７次側のフ
ラッシュした冷却材は、凝縮させて液とし、凝縮しなか
ったガスは真空系により回収することが含まれる。熱除
去系には、プラントの一次側又は蒸気側に配設された既
存の熱除去装置を使用するのが好ましい。

好ましくは、真空を導く工程は、熱除去工程の実行後に
、冷却材系のドレン吉同時に行なう。

真空を導く工程には、既存の原子炉高ガス除去系を使用
してもよく、また専用の廃ガス系を使用してもよい。

好ましくは、残留熱除去系中に循環される原子炉冷却材
をサンプリングし、このサンプリングの間に所定レベル
のカス＃度が検出されるまで真空を保持する。適正なレ
ベルのガス濃度が検出された後、循環系に空気を導くこ
とによって好ましくは真空状態を解消する。空気中の酸
素は、原子炉冷却材中に溶解し、後に０ＶＣ８脱塩装置
においてイオン交換によって除去される放射性物質の溶
解を助ける。この時点で充分に曝気して放射性物質を除
去することにより、曝気が制御されない仕方で発生した
場合の後からの諸作業の遅れを防止する。

好ましくは、真空状態が解消され、蒸気発生器が還流凝
縮器として作動しなくなった時に、増大する熱負荷を支
持するために、残留熱除去ポンプを通る循環量を増大さ
せる。

また、好ましくは、原子炉冷却材ポンプをジョッギング
して冷却材系を何回もベントする時間のかかる操作を除
くために、脱ガス後に真空状態で原子炉の冷却材系を再
充填させる。真空下の再充填には、冷却材にヒドラジン
を添加することによって除去すべき酸素量が減少するた
め、ヒドラジンの必要量が少くなり、時間及びコストが
節減されるという、大きな利点もある。

原子炉１００の運転を、保守、燃料交換その他のために
停止した後、通常は、燃料交換条件に合わせて冷却材を
ホウ酸処理する。次に、典型的には、ＲＨＲポンプ１０
１７．ＲＨＲ熱交換器１０６及び制御弁／θｇ、ｉｏｑ
を有するＲＨＲ系１０ａ（残留熱除去系）を用いて、Ｒ
ｏｅ　（原子炉冷却材系）を冷却する。ＲＨＲ系７０．
２は、原子炉容器／／’Ｉの出口ノズル／／２を蒸気発
生器／／６に連結するＲｏＳのホットレッグ／１０の間
に連結されている。図において１７ｇは、原子炉容器の
蓋を、また／２０は、原子炉容器のフランジを、それぞ
れ表わしている。ＲＨＲ系１０２は、主要冷却系が故障
その他のため遮断された場合に原子炉を冷却するのに用
いられる補助冷却系である。炉心／コ／は、運転停止後
に成る時間の間崩壊熱を発生させ続けるので、ＲＨＲ系
１０λは、この残留熱を取出すために用いられる。

本発明によれば、選定された蒸気発生器／／６とＲＨＲ
系７０．２とは、脱ガスの間使用される。

なお、典型的な原子炉は一〜ｑ基の蒸気発生器を備えて
いるが、ここに説明する真空脱ガス−再充填方法の間に
、これらの全部の蒸気発生器は、必ずしも使用されない
。

ＲｏＳ系は、ホットレッグ／１０の中央部と合致する原
子炉容器の出ロノズル／／コの中心部までドレンされる
。冷却水は、冷却材の入口／２２及び出口１．２１Ｉを
経て、選定された蒸気発生器／／Ａの胴部（２次側）を
通って流れるように設定されている。

一相ポンプ／λ６は、ホットレッグ／１０の中心部まで
ＲｏＳをドレンするために用いられる。

コ相ポンプ／、２６が使用されるのは、本発明によれば
、ドレンの間ＲＣＢがベントされず、ＲｏＳが飽和状態
に達することがあり、その結果として、利用可能な正味
の正の吸込み圧力ヘッド（ＮＰＳＨ）が低下するためで
ある。コ相ポンプ７．２６は、低圧のポンプ吸込み条件
を満たすために必要である。ポンプ／２１は、本発明を
実施するために必要な、既存の原子炉装置の只１つの大
きな変更である。従来の真空脱ガス方式によれば、窒素
は圧力逃しタンクを経て窒素リザーバから原子炉容器に
供給される。そのため、−相ポンプの作用は必要ではな
く、単一液相の原子炉冷却材は、ＲｏＳのドレンのため
に、重力作用によって原子炉冷却材のドレンタンクポン
プ／、２９１こドレンされる。

ＲｏＳをドレンする際に、ＲＨＲポンプ１０１１のキャ
ビテーションを防止するため、制御弁ｉｏｔ。

１０デを用いてＲＨＲ流を必要に応じて絞る。制御弁／
θ９は、排出流量が所定値以下に降下した時にバイパス
管／／／を経てＲＨＲ熱交換器１０４をバイパスするた
めに、流量コントローラＦＣによって操作される。

本発明によれば、ドレンの間ＲｏＳ系のベントは行なわ
れないので、ＲｏＳ系に存在する低圧飽和状態によって
、蒸気の気泡が、原子炉冷却材中ｌこ発生する。本発明
の脱ガス方法を適用すると、原子炉冷却材は、その時の
温度において圧力を降下させることの結果として、ドレ
ン中に沸騰する。この沸騰作用は、原子炉冷却材の脱ガ
ス作用を高くする。前述したように、従来の技術による
真空脱ガス方式においては、単相ポンプ／２９を使用し
、わずかな窒素圧力下にドレン操作を行なうことにより
、ドレン中の沸騰を防止する。

ＲＨＲ系（残留熱除去系）は絞られているため、２次冷
却系（入口／２λ及び出口／、２ダを含む）ｌこよって
胴部が冷却される蒸気発生器／／乙の逆Ｕ字管／３ダ中
に凝縮が起こる。この凝縮蒸気は、ホットレッグ／１０
に還流され、ＲＨＲ系を経て吸引される。従って、本発
明は、７次側（原子炉冷却材流を搬送する側）中の蒸気
を蒸気発生器０字管／３４ｔの内面上に形成される水滴
に凝縮させる還流凝縮器として、選択された蒸気発生器
／／Ａを使用する。このように、本発１す」を適用する
と、選択された蒸気発生器／／６、Ｊ−ＲＨＲ熱交換器
１０６とを使用して、原子炉冷却材を冷却し、凝縮しな
かった気体を分離する。

蒸気発生器／／６（ｌＲＣ８系の真空状態が解消されて
冷却材の沸騰を停止させるまで、還流凝縮器としての作
用を続ける。

原子炉冷却材から回収された放射性ガス、水素及び他の
ガスは、加圧器／３コを経て真空ポンプ／３６及びガス
除去系７．３ｇによって未凝縮物上して除去さ才する。

本発明の好ましい実施例１こ、よる真空脱ガス方法によ
れば、原子炉冷却材のレベルをポットレッグ／１０の中
央部までドレンによって下降させ、ＲＨＲ系が安定化し
た後、加圧器／３コをドし・ンし、真空ポンプ／３６を
始動する。ポンプのシーラントとして水を使用し、水蒸
気を取扱うことかできる場合には、真空ポンプは、水封
型さすることが望ましい。ドレンによって加圧器／３２
内に真空を設定し、た後、逃し弁／グーを開放し、未凝
縮物及びＲｏＳ糸の水蒸気を真空ポンプ７３乙によって
ガス除去系内に吸引する。

このガス除去系は、ガス圧縮機／’７０及び減圧ガス減
衰タンク／ｌ／／を含む既存の廃ガス除去系であっても
、系中のガス取扱いｒｕｆｆ　Ｏｔと存在する酸素を受
けるように特に設計された専用の廃ガス除去系でもよい
。適当な貯藏期間後に除去ガスをペン）／　＋、？によ
って排出させることができる。ＲＨＲ系のサンプルが承
認可能な放射性ガス及び水素の濃度を指示するまで、真
空により誘起されたガス流を持続する。典型的な原子炉
の場合ｌこは、本発明ｌこ従って実行された真空脱カス
操作は、真空系の設計にもよるが、約Ω時間で達成され
る。

冷却材中の適正な放射性ガス及び水素の濃度を設定した
後、真空ポンプ／３６を停止し、遮断弁／４’４’によ
ってＦｌ、０Ｓ系から遮断する。フィルタ７３ノ及び弁
／３３を経て空気だめ／Ｑ４から真空系に空気を導入す
る。これｌこよって真空状態が解消され、循環する原子
炉冷却材は直ちに曝気される。空気中の酸素は、原子炉
冷却材中に溶解し、放射性物質の溶解化を助ける。

この放射性物質は、ｅｖｅｓ脱塩装置その他により後に
除去される。空気及び過酸化水素は、酸素源であり、ど
ちらも冷却材を酸素処理するために使用することができ
る。なお、過酸化水素は、取扱いの困難な化学物質であ
り、真空状態を解消することによる空気の突然の到来は
、原子炉冷却材の酸素処理の好ましい方法である。

溶解化した放射性物質を除去するための浄化は、ＣＶＣ
８の低圧浄化系を通る抽出及び給送による混合床式脱塩
装置の使用により達せられる。真空がＳたれる吉蒸気発
生器／／６内の凝縮は停止するので、ＲＨＲ系の流量は
、増大した熱負荷を満足するように増大する。適正な浄
化が達せられたら、原子炉容器の蓋／／ｇを除去し、原
子炉容器と燃料交換用キャビティ内に水を流し、燃料交
換その他の運転停止中の作業を開始することができる。

燃料交換のような運転停止中の作業が終了し、原子炉容
器の蓋／／１を再固定した後、ノズルの中心面までドレ
ンによって容器内の水位を下げ、再び真空系を用いて、
気相部を減圧し、ＲＣｉＳ系を再充填させる。真空ポン
プ／３Ａを使用して原子炉容器内の気相部及び蒸気発生
器の０字管から空気を排除する。系は次ｌこ真空下に再
充填される。この排除の間に吸出された空気は、放射性
ガスを含まないため、閉込めベントｉｓ＝を経てベント
することができる。これは原子炉の冷却材ポンプをジョ
ッギングして系を何回もベントするという非常に時間の
かかる操作を不要にする。また、重要なこととして、こ
の操作の間にヒドラジンの添加により従来は除去する必
要のあった酸素の量が少くなる。従来は系再充填操作の
間に蒸気発生器の０字管中にトラップされ、従来技術の
再充填によるジョッギングーベントー充填サイクルの間
に実際に溶液中に圧入された空気は、減圧工程によって
今や除かれるため、ヒドラジンによって除去されるよう
に冷却材中に溶解している遊離酸素の量は非常にわずか
になる。そのため、ヒドラジン−酸素反応時間が少くな
るだけでなく、ヒドラジンの必要邦二も非常に減少する
。この点から、原子炉冷却材ポンプのジョッギングー充
填−ベントサイクル及びヒドラジン−酸素反応を用いた
酸素の除去が、非常に時間のかかる作業であることが理
解されよう。

再充填が完了した時、冷却材ポンプは一度始動され、作
動状態にとどまっている。その後、通常のように始動が
行なわれ、原子炉の冷却材の真空脱ガス−再充填系は確
保される。

本発明の方法において、λ相ポンプ／、２４によってド
レンされる間にＲｏＳがベントされないことの認識は重
要である。本発明の方法によれば、窒素ガスなどはＲｏ
ｅに導入されない。そのためドレンの間に脱ガスが行な
われる。それは、原子炉冷却材レベルが下降する間にＲ
ｏＳに真空が成立し、その結果として冷却材が周囲の比
較的低い温度で沸騰するためである。更に、本発明の脱
ガス方法によれば、蒸気発生器の一次側即ち胴側を通っ
て冷却水を流し、／次側部ち冷却材間の蒸気を液滴とし
て凝縮させ、Ｒ１（Ｒ系を貫流している冷却材の主要部
に還流させることにより１選定された蒸気発生器が還流
凝縮器として利用される。

【図面の簡単な説明】

図は本発明の詳細な説明するのに役立つ原子炉冷却材の
脱ガス系を示す系統図である。 １００・・原子炉、７０．２・・残留熱除去系／１０−
−ホットレッグ、／／り・・原子炉容器（圧力容器）、
／／６・・蒸気発生器、／、２６・・二相ポンプ。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 原子炉圧力容器き、少くとも／つの蒸気発生器とを備え
   るき共に、両者間に延長しているボッｌ−　Ｌ’７グ゛
   を含む配管を備，大．た原子炉冷却材系の真空脱ｂ゛ス
   方法おいて、原子炉冷却材系がヘン１・されない状態に
   保たれる間に、該ボット１ツ・ン゛のＩＡぼ中間点まで
   、原子炉冷却相系をドＬ・ンし，原子・炉冷却材が熱除
   去系を通り循環さ７１る間１こ、フラツジコーした原子
   炉冷却材を、前記蒸気発生器の７次（ｉｌｌで凝縮させ
   、凝縮しなか一っだ気体力）ら分離し、最終的１こ、原
   子炉冷却材系ｋｌ　Ｘ空を導いて、原子炉冷却材系を減
   圧し、それから気体を取り除くことを特徴とする、原子
   炉冷却材系真空脱ガス方法。