JPH03107796A - 原子炉炉水注入水素および排ガス系注入酸素の供給方法 - Google Patents
原子炉炉水注入水素および排ガス系注入酸素の供給方法Info
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- JPH03107796A JPH03107796A JP1243529A JP24352989A JPH03107796A JP H03107796 A JPH03107796 A JP H03107796A JP 1243529 A JP1243529 A JP 1243529A JP 24352989 A JP24352989 A JP 24352989A JP H03107796 A JPH03107796 A JP H03107796A
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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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (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】
〔発明の目的〕
（産業上の利用分野）
本発明は、原子炉−次系を構成する部材の応力腐食割れ
防止と排ガスの安全性確保のために行う原子炉炉水への
水素の注入作業と排ガス系への酸素の注入作業を、効率
よく行うことのできる原子炉炉水注入水素および排ガス
系注入酸素の供給方法に関する。
防止と排ガスの安全性確保のために行う原子炉炉水への
水素の注入作業と排ガス系への酸素の注入作業を、効率
よく行うことのできる原子炉炉水注入水素および排ガス
系注入酸素の供給方法に関する。
（従来の技術）
原子炉の炉水は、炉内で放射線を受けると分解し、水素
と酸素を生成するが、その生成反応は次の（１）式のよ
うに示すことができる。
と酸素を生成するが、その生成反応は次の（１）式のよ
うに示すことができる。
Ｈ０−ｈＨ＋（１／２）０２・・・・・・（１）２
そして、この放射線分解で生成した酸素は、部が炉水に
溶解するため、沸騰水型原子炉プラントの通常の運転条
件下で、炉水の溶存酸素濃度は、通常２００〜ａ ｏ
ｏ ｐＨｂに達する。一方原子炉の一次系を構成する主
要な材料はステンレス材（ＳＵＳ材）であり、かつ原子
炉は運転時に高温・高圧状態となる。
溶解するため、沸騰水型原子炉プラントの通常の運転条
件下で、炉水の溶存酸素濃度は、通常２００〜ａ ｏ
ｏ ｐＨｂに達する。一方原子炉の一次系を構成する主
要な材料はステンレス材（ＳＵＳ材）であり、かつ原子
炉は運転時に高温・高圧状態となる。
したがって、原子炉の一次系を構成する部材は、材料の
残留応力と上述の溶存酸素や塩素等の化学的環境因子が
高温φ高圧の下で相互に影響し合って応力腐食割れをお
こすおそれがある。そこでこの防止のため、残留応力の
緩和、化学的環境因子の改善などが行われているが、よ
り確実に応力腐食割れの可能性を低減するためには、上
述の溶存酸素濃度を下げることが必要である。
残留応力と上述の溶存酸素や塩素等の化学的環境因子が
高温φ高圧の下で相互に影響し合って応力腐食割れをお
こすおそれがある。そこでこの防止のため、残留応力の
緩和、化学的環境因子の改善などが行われているが、よ
り確実に応力腐食割れの可能性を低減するためには、上
述の溶存酸素濃度を下げることが必要である。
炉水中の溶存酸素濃度を下げるためには、（１）式にお
いて右辺の水素量を増やせばよい。そうすれば、平衡反
応によって酸素濃度が下がると考えられる。すなわち炉
水に水素を注入すれば、次の（２）式において左矢印の
反応が進み、右辺の酸素、すなわち炉水中の溶存酸素の
濃度が低下する。
いて右辺の水素量を増やせばよい。そうすれば、平衡反
応によって酸素濃度が下がると考えられる。すなわち炉
水に水素を注入すれば、次の（２）式において左矢印の
反応が進み、右辺の酸素、すなわち炉水中の溶存酸素の
濃度が低下する。
ＨＯＴ’Ｈ２＋ （１／ ２） ０２・・・・・・（２
）実機プラントにおいて炉水に水素を注入したときの溶
存酸素濃度の変化を第３図に示す。この図から明らかな
ように、炉水に水素を１．０〜１゜５ ｐｐｍ注入する
と、炉水の溶存酸素濃度は、通常レベルの２００〜３０
０ ｐｐｂから１ ｐｐｂ以下に低下する。
）実機プラントにおいて炉水に水素を注入したときの溶
存酸素濃度の変化を第３図に示す。この図から明らかな
ように、炉水に水素を１．０〜１゜５ ｐｐｍ注入する
と、炉水の溶存酸素濃度は、通常レベルの２００〜３０
０ ｐｐｂから１ ｐｐｂ以下に低下する。
従来は、水素ガスボンベや水の電気分解から得た水素を
原子炉への給水に注入して、炉水溶存酸素の濃度を低下
させていた。
原子炉への給水に注入して、炉水溶存酸素の濃度を低下
させていた。
（発明が解決しようとする課題）
しかし、上述のように、水素を給水に対して１．０〜１
． ５ｐｐｍ注入するとなると、出力が１１０万ｋＷｅ
クラスの原子力発電所では１日当り１５０〜２００ｋｇ
の水素が必要となる。したがって、これだけ大量の水素
を水素ボンベから連続的に供給する場合は、大型水素ボ
ンベの配備、あるいは繁雑な水素ボンベの取換えなどボ
ンベの運用・管理が困難なため、設置場所等が特定され
、過大なスペースが必要となる。
． ５ｐｐｍ注入するとなると、出力が１１０万ｋＷｅ
クラスの原子力発電所では１日当り１５０〜２００ｋｇ
の水素が必要となる。したがって、これだけ大量の水素
を水素ボンベから連続的に供給する場合は、大型水素ボ
ンベの配備、あるいは繁雑な水素ボンベの取換えなどボ
ンベの運用・管理が困難なため、設置場所等が特定され
、過大なスペースが必要となる。
また、注入した水素の大部分は、原子炉から主蒸気管を
通りタービンを経由して復水器から排ガス系に移行する
。そこで排ガス系に流入した水素が爆発などを起さない
ように、排ガス系で強制的に酸素を注入し、（２）式の
左矢印の反応を利用してこの水素から水の生成が行われ
ている。したがって水素ボンベを用いた水素供給方法の
場合は、同時に供給水素の１／２相当の酸素を排ガス系
に供給する必要があり、設備面から問題はさらに大きく
なる。
通りタービンを経由して復水器から排ガス系に移行する
。そこで排ガス系に流入した水素が爆発などを起さない
ように、排ガス系で強制的に酸素を注入し、（２）式の
左矢印の反応を利用してこの水素から水の生成が行われ
ている。したがって水素ボンベを用いた水素供給方法の
場合は、同時に供給水素の１／２相当の酸素を排ガス系
に供給する必要があり、設備面から問題はさらに大きく
なる。
一方、水の電気分解による水素と酸素ガスの生成・供給
は、（１）式に示すように、水素とその１／２モルの酸
素を同時に供給でき、炉水溶存酸素と排ガス処理の問題
を同時に解決できるという利点を有するが、大量の水素
と酸素を供給するには、大規模な電気分解設備の建設を
必要とする。
は、（１）式に示すように、水素とその１／２モルの酸
素を同時に供給でき、炉水溶存酸素と排ガス処理の問題
を同時に解決できるという利点を有するが、大量の水素
と酸素を供給するには、大規模な電気分解設備の建設を
必要とする。
本発明は上記事情に鑑みてなされたものであり、原子炉
−次系を構成する部材の応力腐食割れ防止と排ガスの安
全性確保のために行う原子炉炉水への水素の注入作業と
排ガス系への酸素の注入作業を、効率よく低費用で行う
ことのできる原子炉炉水注入水素および排ガス系注入酸
素の供給方法を提供することを目的とする。
−次系を構成する部材の応力腐食割れ防止と排ガスの安
全性確保のために行う原子炉炉水への水素の注入作業と
排ガス系への酸素の注入作業を、効率よく低費用で行う
ことのできる原子炉炉水注入水素および排ガス系注入酸
素の供給方法を提供することを目的とする。
（課題を解決するための手段）
本発明は上記課題を解決するために、原子炉炉水の放射
線分解で生ずるガスから水素ガスと酸素ガスを分離して
、この水素ガスを原子炉炉水中の酸素濃度を低下させる
ために注入し、またこの酸素ガスを排ガス系の水素濃度
を低下させるために注入することを特徴とする原子炉炉
水注入水素および排ガス系注入酸素の供給方法を提供す
る。
線分解で生ずるガスから水素ガスと酸素ガスを分離して
、この水素ガスを原子炉炉水中の酸素濃度を低下させる
ために注入し、またこの酸素ガスを排ガス系の水素濃度
を低下させるために注入することを特徴とする原子炉炉
水注入水素および排ガス系注入酸素の供給方法を提供す
る。
（作用）
本発明によれば、炉水中に注入する水素ガスと排ガス系
に注入する酸素ガスは、どちらも炉水の放射線分解で生
ずる水素ガスと酸素ガスを利用するため、原子炉の系外
から新たに供給する方法と違って設備の縮少化を図るこ
とができ、供給の管理も容易である。
に注入する酸素ガスは、どちらも炉水の放射線分解で生
ずる水素ガスと酸素ガスを利用するため、原子炉の系外
から新たに供給する方法と違って設備の縮少化を図るこ
とができ、供給の管理も容易である。
（実施例）
以下第１図と第２図を参照して本発明の詳細な説明する
。
。
第１図は、本発明の方法を実施する装置を備えた実機プ
ラントの模式図である。
ラントの模式図である。
原子炉１内に収容される炉水は、沸騰すると主蒸気配管
２を通ってタービン３に案内され、これを回転・駆動さ
せる。タービン３の駆動は発電機４に伝えられて発電が
行われる。
２を通ってタービン３に案内され、これを回転・駆動さ
せる。タービン３の駆動は発電機４に伝えられて発電が
行われる。
一方、タービン３を駆動させた蒸気は、主復水器５で凝
縮されて復水に戻され、その後給水ポンプ６の駆動によ
り原子炉復水・給水系７を通じて再度原子炉１に供給さ
れる。
縮されて復水に戻され、その後給水ポンプ６の駆動によ
り原子炉復水・給水系７を通じて再度原子炉１に供給さ
れる。
ところで、（１）式に示したように、原子炉１において
は、中性子やγ線等の放射線の照射によって炉水の一部
が放射線分解を起し、水素ガスと酸素ガス（放射線分解
ガス）を生ずる。また核分裂反応によって放射性の希ガ
スや窒素ガスも生ずる。このようなガス成分も主蒸気配
管２からタービン３を経て主復水器５に導かれる。しが
し、このようなガス成分は非凝縮性のため、その後主復
水器５の側壁から蒸気式空気抽出機（以下［５ＴＡＥＪ
という）８以下の排ガス系に向う。
は、中性子やγ線等の放射線の照射によって炉水の一部
が放射線分解を起し、水素ガスと酸素ガス（放射線分解
ガス）を生ずる。また核分裂反応によって放射性の希ガ
スや窒素ガスも生ずる。このようなガス成分も主蒸気配
管２からタービン３を経て主復水器５に導かれる。しが
し、このようなガス成分は非凝縮性のため、その後主復
水器５の側壁から蒸気式空気抽出機（以下［５ＴＡＥＪ
という）８以下の排ガス系に向う。
ところが、本実施例においては、主復水器５から５ＴＡ
Ｂ８に至る途中に分解ガス抽気配管９を介在させ、分解
ガス抽気ポンプ１ｏを用いてガス成分を分解ガス抽気配
管９に取入れる。分解ガス抽気配管９に案内された放射
線分解ガスは、次いでガス分離装置１１に導入され、こ
こで水素ガスと酸素ガスに分離される。
Ｂ８に至る途中に分解ガス抽気配管９を介在させ、分解
ガス抽気ポンプ１ｏを用いてガス成分を分解ガス抽気配
管９に取入れる。分解ガス抽気配管９に案内された放射
線分解ガスは、次いでガス分離装置１１に導入され、こ
こで水素ガスと酸素ガスに分離される。
分離された水素ガスは、分離水素ガス配管１２に送出さ
れた後、炉水に溶存する酸素濃度の低下に必要な量だけ
分離水素ガス注入弁１３を通じて水素ガス注入配管１４
に案内され、余分な水素ガスは分子水素ガス戻り弁１５
を通じて分離水素ガス戻り配管１６に導入され、５ＴＡ
Ｅ８に導かれる。水素ガス注入配管１４に案内された水
素ガスは、さらに原子炉復水・給水系７に導かれて給水
と混合される。そして給水とともに原子炉１に導入され
た後、炉水に溶存する酸素と（２）式の左矢印で示す反
応を起して水を生成し、溶存酸素濃度を低下させる。
れた後、炉水に溶存する酸素濃度の低下に必要な量だけ
分離水素ガス注入弁１３を通じて水素ガス注入配管１４
に案内され、余分な水素ガスは分子水素ガス戻り弁１５
を通じて分離水素ガス戻り配管１６に導入され、５ＴＡ
Ｅ８に導かれる。水素ガス注入配管１４に案内された水
素ガスは、さらに原子炉復水・給水系７に導かれて給水
と混合される。そして給水とともに原子炉１に導入され
た後、炉水に溶存する酸素と（２）式の左矢印で示す反
応を起して水を生成し、溶存酸素濃度を低下させる。
一方、ガス分離装置１１で分離された酸素ガスおよびそ
の他の放射性ガスは、分離酸素ガス戻り配管１７を通じ
て５ＴＡＥ８に案内される。
の他の放射性ガスは、分離酸素ガス戻り配管１７を通じ
て５ＴＡＥ８に案内される。
したがって、５ＴＡＥ８には、ガス分離装置１１で分離
された酸素ガスと水素ガスの一部を含むガス成分と炉水
の蒸気が導入されるが、ここでガス成分は蒸気から分離
・抽気される。しかしガス成分は水素ガスを大量に含ん
で爆発のおそれがあるため、再結合器１８でＨ２＋（１
／ ２ ） ０２→Ｈ２０の反応によって水素ガスと酸
素ガスと再結合させ、生成した水分は排ガス復水器１９
で凝縮させ、除去する。
された酸素ガスと水素ガスの一部を含むガス成分と炉水
の蒸気が導入されるが、ここでガス成分は蒸気から分離
・抽気される。しかしガス成分は水素ガスを大量に含ん
で爆発のおそれがあるため、再結合器１８でＨ２＋（１
／ ２ ） ０２→Ｈ２０の反応によって水素ガスと酸
素ガスと再結合させ、生成した水分は排ガス復水器１９
で凝縮させ、除去する。
こうして水素ガスと酸素ガスを除去したガス成分は、最
後に排ガス活性炭吸着塔２０を通じて汚染の程度を環境
放出の許容水準以下まで低下させた後、排気塔２１から
環境に放出する。
後に排ガス活性炭吸着塔２０を通じて汚染の程度を環境
放出の許容水準以下まで低下させた後、排気塔２１から
環境に放出する。
なお、ガス分離装置１１における水素ガスと酸素ガスの
分離には、一般に利用されているガス分離技術が利用で
き、例えば多孔質膜、高分子非多孔質膜、パラジウム膜
１、中空糸膜を利用したプリズムセパレータ、ガラス透
過膜・分離膜、遠心分離等を用いることができる。
分離には、一般に利用されているガス分離技術が利用で
き、例えば多孔質膜、高分子非多孔質膜、パラジウム膜
１、中空糸膜を利用したプリズムセパレータ、ガラス透
過膜・分離膜、遠心分離等を用いることができる。
これまでのところ、炉水の放射線分解により生成する分
解ガス（Ｈ２＋（１／２）ｏ２）の量は平均すると、第
２図に示すように、単位熱出力当り約０．０５５Ｎｍ３
／Ｈｒ／ＭＷｔとなることが知られている。これを１１
０万ｋＷｅクラスの原子力発電所に当てはめると、１日
当りの水素発生量は約２４０ｋｇとなるため、上述の炉
水溶存酸素濃度を低減するのに必要な水素ｆｆ１（１５
０〜２００ｋｇ）は十分供給可能である。
解ガス（Ｈ２＋（１／２）ｏ２）の量は平均すると、第
２図に示すように、単位熱出力当り約０．０５５Ｎｍ３
／Ｈｒ／ＭＷｔとなることが知られている。これを１１
０万ｋＷｅクラスの原子力発電所に当てはめると、１日
当りの水素発生量は約２４０ｋｇとなるため、上述の炉
水溶存酸素濃度を低減するのに必要な水素ｆｆ１（１５
０〜２００ｋｇ）は十分供給可能である。
また放射線分解ガスから水素が生成される際、同時にそ
の１／２モル相当の酸素が生じるため、この酸素ガスは
排ガス系の水素を再結合するために有効利用することが
できる。
の１／２モル相当の酸素が生じるため、この酸素ガスは
排ガス系の水素を再結合するために有効利用することが
できる。
このように本実施例の方法は、炉水の放射性分解で生ず
る水素ガスと酸素ガスを、それぞれ炉水と排ガス系に注
入して、炉水中の溶存酸素濃度の低下および排ガス系で
の水素再結合のために利用するため、水素ガスボンベや
電気分解によって水素ガスと酸素ガスを供給する方法と
比べ、効率的で費用も少なくて済む。
る水素ガスと酸素ガスを、それぞれ炉水と排ガス系に注
入して、炉水中の溶存酸素濃度の低下および排ガス系で
の水素再結合のために利用するため、水素ガスボンベや
電気分解によって水素ガスと酸素ガスを供給する方法と
比べ、効率的で費用も少なくて済む。
以上説明したように、本発明によれば、炉水中の溶存酸
素濃度を下げて原子炉−次系材料の応力腐食割れを防止
するために注入する水素、および排ガス系での水素ガス
の爆発防止のため注入する酸素ガスは、どちらも炉水の
放射線分解で生ずる水素ガスと酸素ガスを利用するため
、原子炉の系外から新たに供給する方法と違って供給設
備を縮少することができ、ガスの供給管理も容易である
。
素濃度を下げて原子炉−次系材料の応力腐食割れを防止
するために注入する水素、および排ガス系での水素ガス
の爆発防止のため注入する酸素ガスは、どちらも炉水の
放射線分解で生ずる水素ガスと酸素ガスを利用するため
、原子炉の系外から新たに供給する方法と違って供給設
備を縮少することができ、ガスの供給管理も容易である
。
第１図は本発明の方法を実施する実機プラントの一例を
示す模式図、第２図は原子炉の熱出力と放射線分解ガス
の発生料の関係を示すグラフ図、第３図は給水中の水素
濃度と炉水溶存酸素濃度の関係を示す図である。 ７・・・原子炉復水・給水系、１１・・・ガス分離装置
、１５・・・分離酸素ガス戻り配管、２１・・・水素注
入配管。
示す模式図、第２図は原子炉の熱出力と放射線分解ガス
の発生料の関係を示すグラフ図、第３図は給水中の水素
濃度と炉水溶存酸素濃度の関係を示す図である。 ７・・・原子炉復水・給水系、１１・・・ガス分離装置
、１５・・・分離酸素ガス戻り配管、２１・・・水素注
入配管。
Claims (1)
- 原子炉炉水の放射線分解で生ずるガスから水素ガスと酸
素ガスを分離して、この水素ガスを原子炉炉水中の酸素
濃度を低下させるために注入し、またこの酸素ガスを排
ガス系の水素濃度を低下させるために注入することを特
徴とする原子炉炉水注入水素および排ガス系注入酸素の
供給方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1243529A JPH03107796A (ja) | 1989-09-21 | 1989-09-21 | 原子炉炉水注入水素および排ガス系注入酸素の供給方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1243529A JPH03107796A (ja) | 1989-09-21 | 1989-09-21 | 原子炉炉水注入水素および排ガス系注入酸素の供給方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH03107796A true JPH03107796A (ja) | 1991-05-08 |
Family
ID=17105259
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1243529A Pending JPH03107796A (ja) | 1989-09-21 | 1989-09-21 | 原子炉炉水注入水素および排ガス系注入酸素の供給方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH03107796A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1997037358A1 (en) * | 1996-03-29 | 1997-10-09 | Hitachi, Ltd. | Nuclear power plant |
-
1989
- 1989-09-21 JP JP1243529A patent/JPH03107796A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1997037358A1 (en) * | 1996-03-29 | 1997-10-09 | Hitachi, Ltd. | Nuclear power plant |
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