(57)【要約】【課題】所定の非凝縮性ガスを減衰させることができるようにした沸騰水型原子炉を提供すること。【解決手段】沸騰水型原子炉では、蒸気タービン４と空気抽出器６の間に位置する主復水器５内に、所定の非凝縮性ガスの放射能濃度を減衰させる減衰部５５を設ける。減衰部５５は、気相部５２内に位置してもよい。減衰部５５に流入口は、空気集合管５３の流出口に接続してもよい。これにより、主復水器５内で、所定の非凝縮性ガスの放射能濃度を減衰させることができる。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
沸騰水型原子炉において、
蒸気タービンと空気抽出器の間に位置する主復水器内に、所定の非凝縮性ガスの放射能濃度を減衰させる減衰部を設けた、
沸騰水型原子炉。
【請求項２】
前記減衰部は、前記主復水器内に設置される前記非凝縮性ガスを集める空気集合管の下流側に接続される、
請求項１に記載の沸騰水型原子炉。
【請求項３】
前記減衰部は、前記主復水器内の気相部に設ける、
請求項２に記載の沸騰水型原子炉。
【請求項４】
前記主復水器と前記空気抽出器の間に、追加の減衰部を設ける、
請求項１に記載の沸騰水型原子炉。
【請求項５】
前記減衰部は、前記減衰部を流れる前記所定の非凝縮性ガスの滞留時間が、前記非凝縮性ガスに含まれる所定の放射性核種の半減期よりも長くなるように設定される、
請求項１〜４のいずれか一項に記載の沸騰水型原子炉。
【請求項６】
前記減衰部は、所定の容器内に三次元の通路を形成することにより構成される、
請求項５に記載の沸騰水型原子炉。
【請求項７】
前記所定の放射性核種は、窒素１６である、
請求項６に記載の沸騰水型原子炉。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、沸騰水型原子炉に関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子炉（以下、ＢＷＲとも呼ぶ）の運転中において、タービン建屋内の主要な放射性核種である窒素−１６（以下、Ｎ−１６）は、原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶ）内で酸素原子の放射化により生成される。Ｎ−１６は、その半減期が約７秒と短いため、主に（１）ＲＰＶ出口から主蒸気系［ＳＨ２］を経て、抽気系［ＳＨ３］の下流の主復水器入口までの区間と、（２）主復水器出口から復水空気抽出系（以下、ＡＯ）を経て、気体廃棄物処理系（以下、ＯＧ）の［ＳＨ４］排ガス復水器までの区間とに存在する。
【０００３】
区間（２）のＡＯおよびＯＧでのＮ−１６の寄与は、ＲＰＶ出口から主復水器入口までの区間（１）および主復水器内でそれぞれ滞留する合計時間によって、減衰が見込めるが、これらの区間での滞留時間は数秒間程度と短い。
【０００４】
そのため、Ｎ−１６の被ばく対策として、タービン建屋内に厚さ約１．４ｍのコンクリートによる遮へいが必要とされる。また運転中のエリア内への立ち入り作業は、ごく短時間のパトロール等によるものに限られている。
【０００５】
ＢＷＲ運転中におけるタービン建屋内の放射線レベルに関し、最も影響の大きな放射性核種はＮ−１６である。そこで、ＢＷＲのタービン建屋では、Ｎ−１６に対する被ばく対策が重要となる。
【０００６】
特許文献１では、主復水器において発生した非凝縮性ガスは空気抽出器により抽出されてＯＧへ導入される。特許文献１では、活性炭吸着塔において、放射性ガスを吸着して崩壊させる。
【０００７】
特許文献２では、主復水器内へ放出された蒸気ならびに非凝縮性ガスの中から蒸気分を、主復水器内で凝縮させる。そして主復水器内で、放射性物質を含んだ凝縮蒸気ならびに非凝縮性ガスを一時保留することにより、放射性物質を崩壊せしめ、放射性濃度を低減させる。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００８】
【特許文献１】特開平９−１９７０８５号公報
【特許文献２】特開平７−１２８４９３号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００９】
従来技術では、Ｎ−１６の環境への排出を低減する技術が開示されているが、十分ではない。ＢＷＲ運転中のタービン建屋内の放射線レベルに関して、最も影響の大きな放射性核種であるＮ−１６の被ばく対策として、分厚いコンクリート壁を設けるのではコストが増大し、建屋も大型化する。
【００１０】
メンテナンスのためには原子炉を停止させる必要があり、原子炉の稼働率が低下し、発電コストが増大する。運転中にメンテナンスを行うオペレーション（以下、オンラインメンテナンス）を導入できれば、定期検査期間を短縮することができるが、Ｎ−１６の寄与がある設備は線量率が大きいため、オンラインメンテナンスの実現は難しい。
【００１１】
本発明は上記の課題に鑑みてなされたもので、その目的は、所定の非凝縮性ガスを減衰させることができるようにした沸騰水型原子炉を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１２】
上記課題を解決すべく、本発明に従う沸騰水型原子炉では、蒸気タービンと空気抽出器の間に位置する主復水器内に、所定の非凝縮性ガスの放射能濃度を減衰させる減衰部を設ける。
【発明の効果】
【００１３】
本発明によれば、主復水器内で、所定の非凝縮性ガスの放射能濃度を減衰させることができる。
【図面の簡単な説明】
【００１４】
【図１】主復水器に減衰管を設けた構成の説明図。
【図２】沸騰水型原子炉において非凝縮性ガスの流通経路を示す説明図。
【図３】第２実施例に係り、主復水器の内外に減衰管を設けた構成の説明図。
【発明を実施するための形態】
【００１５】
以下、図面に基づいて、本発明の実施の形態を説明する。本実施形態では、以下に詳述するように、主復水器５の出口におけるＮ−１６の放射能濃度を低減させるべく、主蒸気中の非凝縮性ガスの流路を確保するための減衰管５５を主復水器５内に配置する。減衰管５５は、主復水器５の気相部５２の空きスペースに設置するのが好ましい。
【００１６】
主復水器５の下流におけるＮ−１６の放射能濃度を低減させるため、主復水器５の気相部５２の空きスペースに減衰管５５を設置する。これにより、主復水器５の内部または主復水器５の出口から空気抽出器６の入口までの区間において、Ｎ−１６を含んだ非凝縮性ガスが一定時間保持される。この結果、上述した区間（２）のＡＯおよびＯＧでのＮ−１６放射能濃度を低減することができる。したがって、本実施形態によれば、区間（２）のＡＯおよびＯＧでのＮ−１６の放射能濃度を低減できるため、ＢＷＲのタービン建屋の遮蔽コンクリートの量を低減できる。また、ＢＷＲのタービン建屋内でのオンラインメンテナンスの適用範囲を拡大することができる。
【実施例１】
【００１７】
図１および図２を用いて第１実施例を説明する。図１は、主復水器５の構成例を示す説明図である。図２は、Ｎ−１６の流通経路を示す説明図である。
【００１８】
先に図２を用いて、ＢＷＲにおける非凝縮性ガス流路の概略を説明する。炉心１を収納したＲＰＶ２内で生成されたＮ−１６を含む非凝縮性ガスは、主蒸気管３を通して蒸気タービン４に導かれる。
【００１９】
非凝縮性ガスは、高圧タービン（不図示）および低圧タービン４１を駆動し、発電機（不図示）を回転させる。蒸気タービン４で仕事を終えた蒸気は主復水器５へ導かれ、冷却されて復水する。復水した冷却水は、給水配管１６を介して再び炉内へ導入される。主復水器５において抽出されたＮ−１６を含む非凝縮性ガスは、空気抽出器６により抽出されてＯＧ７に導入される。
【００２０】
ＯＧ７は、例えば、予熱器８、再結合器９、排ガス復水器１０、除湿冷却器１１、活性炭吸着塔１２、粒子フィルタ１３、排ガス真空ポンプ１４とを備える。
【００２１】
予熱器８は、導入された非凝縮性ガスを予熱する装置である。再結合器９は、水の放射性分解で発生した水素と酸素とを再び結合させる装置である。排ガス復水器１０は、水蒸気を水に戻す装置である。除湿冷却器１１は、気体廃棄物を冷却し、湿分を除湿する装置である。活性炭吸着塔１２は、核分裂により生成した放射性希ガスを保持して減衰させる装置である。粒子フィルタ１３は、活性炭吸着塔１２にて活性炭が崩壊して生成した粒子を捕集する装置である。排ガス真空ポンプ１４は、ＯＧ７を負圧に保つ装置である。
【００２２】
ＯＧ７を通過した気体廃棄物は、排気筒１５を通して大気中に排気される。このとき、Ｎ−１６は、半減期が約７秒と短いため、主に炉心１から排ガス復水器１０までの区間に存在する。この区間のうち、主復水器５の下流の区間（２）のＮ−１６の寄与は、ＲＰＶ２の出口から主復水器５の入口までの区間（１）および主復水器内５の合計の滞留時間によって減衰が見込めるが、本実施例を適用する前の構成では、これら区間での滞留時間は数秒間と短い。
【００２３】
そこで、本実施例では、主復水器５の下流におけるＮ−１６の放射能濃度を低減させるため、図１に示すように、主復水器５の気相部５２の空きスペースに、主蒸気中の非凝縮性ガスの流路を確保するための減衰管５５を設置する。
【００２４】
減衰管５５は、例えば、略筒状の容器内に流路を立体的に形成することで構成することができる。ここで、略筒状とは、断面が円形または楕円形をなす略円筒状に限らず、断面が矩形状の略角筒状でもよいし、断面が多角形の筒状でもよい。ここでは、筒状の容器を例示したが、容器の形状は筒状に限定する必要はなく、例えば、主復水器内のスペースを効率良く利用できる複雑形状としてもよい。本実施例では、減衰管５５として、所定の容器内にできるだけ流路長が長くなるように、三次元の通路を形成する。流路長は、Ｎ−１６を含む非凝縮性ガスが減衰管５５を通過するのに要する時間が、Ｎ−１６の半減期以上となるように設定される。
【００２５】
図２に示すように、主復水器５は、蒸気タービン４の出口（低圧タービン４１の出口）に接続される本体５０と、本体５０の下側に設けられる管束領域部５１と、本体５０の上側に設けられる気相部５２と、管束領域部５１内の海水冷却管（不図示）の群の中に挿通される空気集合管５３と、気相部５２内に設けられる給水加熱器５４と、気相部５２内に設けられる減衰管５５とを備える。主復水器５の底部には給水配管１６が接続されており、主復水器５で復水された冷却水は、給水配管１６を介して炉心に戻る。
【００２６】
減衰管５５は、給水加熱器５４の下側に位置して、気相部５２内に配置される。減衰管５５の流入口は、空気集合管５３の流出口に接続されている。減衰管５５の流出口は、空気抽出器６の流入口に接続されている。
【００２７】
このように構成される本実施例では、主復水器５において発生したＮ−１６を含む非凝縮性ガスは、減衰管５５を通過するため、主復水器５から空気抽出器６に流入するまでの間に時間を要する。本実施例では、Ｎ−１６を含む非凝縮性ガスが主復水器５の内部において一定時間保持された後で、空気抽出器６により抽出されてＯＧ７へ導入される。
【００２８】
したがって、本実施例によれば、非凝縮性ガスに含まれるＮ−１６の放射能濃度を低減することができる。この結果、本実施例では、主復水器５の下流で大きな遮へい対策（壁厚さ約１．４ｍ）が必要となっている空気抽出器６の周辺と排ガス復水器１０の周辺とで、原子炉運転中の線量率を低減させることができる。これにより、本実施例によれば、オンラインメンテナンスを実現することができ、メンテナンス性を向上できる上に、原子炉の稼働率を高くすることができ、発電コストを低減することができる。
【実施例２】
【００２９】
図３を用いて第２実施例を説明する。本実施例は第１実施例の変形例に該当するため、第１実施例との相違を中心に述べる。
【００３０】
本実施例では、主復水器５の気相部５２内に第１減衰管５５（１）を設けるとともに、主復水器５と空気抽出器６の間に、「追加の減衰部」としての第２減衰管５５（２）を設ける。
【００３１】
このように構成される本実施例も第１実施例と同様の作用効果を奏する。さらに本実施例では、主復水器５の内部に設ける第１減衰管５５（１）と主復水器５と空気抽出器６の間に設ける第２減衰管５５（２）とにより、Ｎ−１６を含む非凝縮性ガスの滞留時間を第１実施例よりも長くすることができる。したがって、Ｎ−１６の放射能濃度をさらに低減することができ、メンテナンス性や原子炉の稼働率を向上することができる。
【００３２】
なお、本発明は、上述した実施形態に限定されない。当業者であれば、本発明の範囲内で、種々の追加や変更等を行うことができる。例えば、上述した各実施例は適宜組み合わせて使用することができる。
【符号の説明】
【００３３】
１：炉心、２：圧力容器、３：主蒸気管、４：蒸気タービン、５：主復水器、６：空気抽出器、７：気体廃棄物処理系、８：予熱器、９：再結合器、１０：排ガス復水器、１１：除湿冷却器、１２：活性炭吸着塔、１３：粒子フィルタ、１４：排ガス真空ポンプ、１５：排気筒
【図１】
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【図２】
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【図３】
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