[发明专利]原子能发电厂系统及其运行方法

说明书

本发明涉及一种在产生原子能和热核发电厂等放射性的系统中，减少发生转移到冷却水中的放射性物质或分离去除这些物质的方法和设备、装置。

在原子能发电厂中，减少运行和定期检查时的核辐射是非常重要的。到目前为止，已经有减少主要含有Co^-60的堆水中放射性物质浓度，或减少转移到原子反应堆水系统的放射性的对应措施，以及各种材料的对应措施，水质控制措施，和净化器的改善措施。但是，到目前为止，还没有减少转移到主蒸汽、涡轮机系统的放射性的对应措施。

下面参照图1和图2，描述解决该课题的现行原子能发电系统中蒸汽系的放射性转移机构和其占有率。

如图1所示，目前，通过堆水净化器5去除一部分在原子反应堆压力容器(下面称为“压力容器”)9内的堆芯10所生成的放射性物质。大部分所生成的放射性物质附着于饱和水循环的压力容器9内的部件、压力容器9的内壁和堆水净化器5的上游侧管线上。另外，虽然为极少的一部分，但是，由于溶解于原子反应堆的离子或分子状的放射性物质保持有蒸汽分压，故可与蒸汽一起挥发。

虽然其中大部分液滴可通过气水分离器4和干燥器3去除，但是，极少部分液滴(0.1％以下)作为飞沫，通过位于涡轮机系统入口的蒸汽阀1，给蒸汽涡轮机系统等造成污染。另外，最近，在原子反应堆停止运行时，形成温度快速降低过程，此时，在放射性较高的堆水净化器5的出口，水经过喷雾器喷嘴6形成喷雾，故飞散的液滴中所含的放射性物质转移到蒸汽系中。

下面参照图2，描述与液滴转移到蒸汽系中密切相关的干燥器(蒸汽干燥器)3中，液滴的运动过程。含有通过图1所示气水分离器4的液滴的蒸汽(湿度小于10％)通过蒸汽侵入孔20进入，并通过装有波纹板2的部位，然后通过压力容器9的顶部，送入蒸汽系管线11。质量较大的液滴会与沿波纹板结构流动的蒸汽流21一起，改变方向，但是由于惯性力，在与波纹板22碰撞时，会被波纹板22俘获，通过波纹板22的壁传递，收集于底部的排液盘24中，通过排出管25返回到堆水中。

但是，如果液滴在波纹板22之间的间隙流速较快(滞留时间较短)，则微小粒径的液滴就会不碰撞而通过。另外，如果上述流速较快，碰到波纹板22而附着于其上的液滴或放射性物质在蒸汽流剪切力的作用下会剥离，随之转移到蒸汽系中。

因此，实际发电厂中放射性物质在蒸汽系的转移率大于根据溶解于水中的放射性物质的气液分配率计算的数值。如果归纳放射性物质转移到蒸汽系的原因，则共计有下述3种现象，即(ⅰ)溶解于堆水中的放射性(溶解放射性)随蒸发而转移到蒸汽系中；(ⅱ)在液滴与干燥器等装置碰撞后，液滴再次背离，或干燥后附着的放射性物质脱离，转移到蒸汽系；(ⅲ)通过喷雾器飞散开的液滴等转移到蒸汽系，它们相应的占有率为1∶3∶1。

但是，最近出于经济性的观点，出现了打算在不改变设备尺寸的情况下，实现高输出、高温高压等新需求。但是，如果考察上述事项，则在实现原子反应堆高输出的场合下，气水分离器或干燥器的液滴分离性能是不够的，结果很容易推测到，会增加转移到蒸汽系中的放射性。另外，在进一步进行高温高压处理的场合，处于超临界状态。在此场合，只要不设置适合的分离去除装置，则超临界水中的粒子状或溶解态的放射性物质便会100％地转移到蒸汽系。由此，在超临界堆中，高温水净化器(在本说明书中，该术语指的是“可在高温下使用的，分离去除水或蒸汽中的放射性物质的装置”。)是最重要的设备之一。

到目前，人们对未伴随热量损失的高温水净化器提出了各种专利申请。但是，任何装置均无法避免寿命较短的缺点，由于俘获腐蚀产物或涡轮机系统中有机物的污染造成的压差上升，高温水的水化学不稳定性造成的过滤剂，或下述小孔形状的变化造成的性能变差，该小孔形状的变化是该过滤器材质的析出或腐蚀氧化造成的体积膨胀而引起的。另外，目前的情况是还具有俘获容量较小，净化性能随时间的推移而降低的问题，无法实用化(参照文献“发电用过滤器指南”，第8页(日本ポ-ル株式会社)。

本发明是针对上述实际情况而提出的，本发明的目的在于提供一种减少放射性物质从原子反应堆转移到蒸汽系的方案。