JPH1090485A - 原子炉水の溶存酸素濃度制御システム及び原子炉水の溶存酸素濃度制御方法 - Google Patents
原子炉水の溶存酸素濃度制御システム及び原子炉水の溶存酸素濃度制御方法Info
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- JPH1090485A JPH1090485A JP8242135A JP24213596A JPH1090485A JP H1090485 A JPH1090485 A JP H1090485A JP 8242135 A JP8242135 A JP 8242135A JP 24213596 A JP24213596 A JP 24213596A JP H1090485 A JPH1090485 A JP H1090485A
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- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- 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
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】原子炉の起動時から停止時まで水素ガス注入が
行なわれ、原子炉起動／運転／停止時の全般にわたって
腐食抑制を行うことができるこの種の原子炉水の溶存酸
素濃度制御システムを提供する。 【解決手段】原子炉給水ポンプ上流側の給復水系路６
に、水素ガス供給装置１５より所定量の水素ガスを注入
し、かつこの水素ガスを原子炉給水ポンプ７により原子
炉１内へ供給して炉水の溶存酸素濃度を制御するように
した原子炉水の溶存酸素濃度制御システムにおいて、前
記水素ガス供給装置１５に、常時原子炉に冷却水を注入
ないしは炉水を循環している系路に、所定量の水素ガス
を注入する第二の水素ガス注入手段１８，２９を設け
た。
行なわれ、原子炉起動／運転／停止時の全般にわたって
腐食抑制を行うことができるこの種の原子炉水の溶存酸
素濃度制御システムを提供する。 【解決手段】原子炉給水ポンプ上流側の給復水系路６
に、水素ガス供給装置１５より所定量の水素ガスを注入
し、かつこの水素ガスを原子炉給水ポンプ７により原子
炉１内へ供給して炉水の溶存酸素濃度を制御するように
した原子炉水の溶存酸素濃度制御システムにおいて、前
記水素ガス供給装置１５に、常時原子炉に冷却水を注入
ないしは炉水を循環している系路に、所定量の水素ガス
を注入する第二の水素ガス注入手段１８，２９を設け
た。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は原子炉水の溶存酸素
濃度制御システムおよび原子炉水の溶存酸素濃度制御方
法の改良に係り、特に原子炉給水ポンプ上流側の給復水
系路に、所定量の水素ガスを注入し、かつこの水素ガス
を原子炉給水ポンプなどにより昇圧し原子炉内へ供給し
て炉水の溶存酸素濃度を制御するようにした原子炉水の
溶存酸素濃度制御システムに関するものである。
濃度制御システムおよび原子炉水の溶存酸素濃度制御方
法の改良に係り、特に原子炉給水ポンプ上流側の給復水
系路に、所定量の水素ガスを注入し、かつこの水素ガス
を原子炉給水ポンプなどにより昇圧し原子炉内へ供給し
て炉水の溶存酸素濃度を制御するようにした原子炉水の
溶存酸素濃度制御システムに関するものである。
【０００２】
【従来の技術】原子炉内の腐食を抑制するために、炉水
の溶存酸素濃度を制御することが行なわれるが、その溶
存酸素濃度の制御には水素ガスの注入が行なわれる。従
来一般に採用されているこの種の原子炉水の溶存酸素濃
度制御システムは、図６に示されているように、水素ガ
ス供給装置１５から給水流量と関連させて所定量の水素
ガスが供給されるように形成されている。
の溶存酸素濃度を制御することが行なわれるが、その溶
存酸素濃度の制御には水素ガスの注入が行なわれる。従
来一般に採用されているこの種の原子炉水の溶存酸素濃
度制御システムは、図６に示されているように、水素ガ
ス供給装置１５から給水流量と関連させて所定量の水素
ガスが供給されるように形成されている。
【０００３】すなわち、給復水系６に接続した水素ガス
注入配管１４により水素ガス供給装置１５から供給され
た水素ガスを流量制御弁２９にて給水流量との比例によ
り所定の流量に制御され、逆止弁２８を介して給復水系
６に注入される。給復水系６に注入された水素ガスは原
子炉給水ポンプ７により給水とともに原子炉１へ到達す
る。そして原子炉１へ到達した水素ガスは放射線の照射
を受けることにより炉水中の溶存酸素と反応し溶存酸素
濃度を低下させ、原子炉内の腐食を抑制するようになっ
ている。
注入配管１４により水素ガス供給装置１５から供給され
た水素ガスを流量制御弁２９にて給水流量との比例によ
り所定の流量に制御され、逆止弁２８を介して給復水系
６に注入される。給復水系６に注入された水素ガスは原
子炉給水ポンプ７により給水とともに原子炉１へ到達す
る。そして原子炉１へ到達した水素ガスは放射線の照射
を受けることにより炉水中の溶存酸素と反応し溶存酸素
濃度を低下させ、原子炉内の腐食を抑制するようになっ
ている。
【０００４】水素ガス注入装置から炉内に注入された水
素ガスは、最終的には余剰水素ガスとなり、原子炉１か
ら主蒸気系２および復水器４を経て排ガス系５へ到達す
る。この余剰水素ガスを処理するため、排ガス系５に接
続した酸素注入配管１６により酸素供給装置１７から供
給された酸素ガスを流量制御弁２９にて水素ガス注入量
との比例により所定の流量に制御し、逆止弁２８を介し
て排ガス系５に注入し排ガス系５にて余剰水素ガスと反
応させるシステムとなっている。
素ガスは、最終的には余剰水素ガスとなり、原子炉１か
ら主蒸気系２および復水器４を経て排ガス系５へ到達す
る。この余剰水素ガスを処理するため、排ガス系５に接
続した酸素注入配管１６により酸素供給装置１７から供
給された酸素ガスを流量制御弁２９にて水素ガス注入量
との比例により所定の流量に制御し、逆止弁２８を介し
て排ガス系５に注入し排ガス系５にて余剰水素ガスと反
応させるシステムとなっている。
【０００５】なお、この種の原子炉水の溶存酸素濃度制
御システムに関連するものとしては、例えば特開昭６０
−１５９７号公報が挙げられる。
御システムに関連するものとしては、例えば特開昭６０
−１５９７号公報が挙げられる。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】このように形成されて
いる原子炉水の溶存酸素濃度制御システムであると、プ
ラント出力運転中の腐食は充分抑制されるが、プラント
起動時などの原子炉への給水流量が少ない状態（あるい
は無い状態）では水素ガスの注入は行なわれず、腐食抑
制が充分行なわれない嫌いがあった。
いる原子炉水の溶存酸素濃度制御システムであると、プ
ラント出力運転中の腐食は充分抑制されるが、プラント
起動時などの原子炉への給水流量が少ない状態（あるい
は無い状態）では水素ガスの注入は行なわれず、腐食抑
制が充分行なわれない嫌いがあった。
【０００７】すなわち、水素ガス注入を開始する時点
は、水素ガス注入配管が給復水系に接続されていること
から、原子炉起動時の給水流量の安定する発電機併入後
の運転安定化以降となる。このため、給水流量の無い状
態または少ない状態のプラント起動時には水素ガス注入
を行うことはできないシステム構成となっていた。
は、水素ガス注入配管が給復水系に接続されていること
から、原子炉起動時の給水流量の安定する発電機併入後
の運転安定化以降となる。このため、給水流量の無い状
態または少ない状態のプラント起動時には水素ガス注入
を行うことはできないシステム構成となっていた。
【０００８】なおこの場合、図７に沸騰水型原子炉の起
動曲線が示されているように、原子炉起動前には炉水の
溶存酸素濃度を極力低減して核加熱に入るいわゆる起動
時真空脱気運転を行うことにより、１００℃以上の核加
熱時での水の放射線分解による一時的な濃度ピークをお
さえる運転が採用されているが、しかし、これであって
も図８に示されているような溶存酸素濃度のピークがあ
り、これに対応する腐食抑制を行うことができず、した
がってこの従来の溶存酸素濃度制御システムでは原子炉
の起動時から停止時まで全般にわたって腐食抑制を行う
ことができなかった。
動曲線が示されているように、原子炉起動前には炉水の
溶存酸素濃度を極力低減して核加熱に入るいわゆる起動
時真空脱気運転を行うことにより、１００℃以上の核加
熱時での水の放射線分解による一時的な濃度ピークをお
さえる運転が採用されているが、しかし、これであって
も図８に示されているような溶存酸素濃度のピークがあ
り、これに対応する腐食抑制を行うことができず、した
がってこの従来の溶存酸素濃度制御システムでは原子炉
の起動時から停止時まで全般にわたって腐食抑制を行う
ことができなかった。
【０００９】本発明はこれに鑑みなされたもので、その
目的とするところは、原子炉の起動時から停止時まで水
素ガス注入が行なわれ、原子炉起動／運転／停止時の全
般にわたって腐食抑制を行うことができるこの種の原子
炉水の溶存酸素濃度制御システムを提供するにある。
目的とするところは、原子炉の起動時から停止時まで水
素ガス注入が行なわれ、原子炉起動／運転／停止時の全
般にわたって腐食抑制を行うことができるこの種の原子
炉水の溶存酸素濃度制御システムを提供するにある。
【００１０】
【課題を解決するための手段】すなわち本発明は、原子
炉給水ポンプ上流側の給復水系路に、水素ガス供給装置
より所定量の水素ガスを注入し、かつこの水素ガスを原
子炉給水ポンプなどにより昇圧し原子炉内へ供給して炉
水の溶存酸素濃度を制御するようにした原子炉水の溶存
酸素濃度制御システムにおいて、前記水素ガス供給装置
に、常時原子炉に冷却水を注入ないしは炉水を循環して
いる系路に、所定量の水素ガスを注入する第二の水素ガ
ス注入手段を設けるようにし所期の目的を達成するよう
にしたものである。
炉給水ポンプ上流側の給復水系路に、水素ガス供給装置
より所定量の水素ガスを注入し、かつこの水素ガスを原
子炉給水ポンプなどにより昇圧し原子炉内へ供給して炉
水の溶存酸素濃度を制御するようにした原子炉水の溶存
酸素濃度制御システムにおいて、前記水素ガス供給装置
に、常時原子炉に冷却水を注入ないしは炉水を循環して
いる系路に、所定量の水素ガスを注入する第二の水素ガ
ス注入手段を設けるようにし所期の目的を達成するよう
にしたものである。
【００１１】またこの場合、前記常時原子炉に冷却水を
注入ないしは炉水を循環している系路を、制御棒駆動
系、原子炉冷却材浄化系あるいは残留熱除去系としたも
のである。
注入ないしは炉水を循環している系路を、制御棒駆動
系、原子炉冷却材浄化系あるいは残留熱除去系としたも
のである。
【００１２】また、原子炉給水ポンプ上流側の給復水系
路に、水素ガス供給装置より所定量の水素ガスを注入
し、かつこの水素ガスを原子炉給水ポンプなどにより昇
圧し原子炉内へ供給して炉水の溶存酸素濃度を制御する
ようにした原子炉水の溶存酸素濃度制御システムにおい
て、前記システムに、第二の水素ガス供給装置を設ける
とともに、この第二の水素ガス供給装置に、常時原子炉
に冷却水を注入ないしは炉水を循環している系路に、所
定量の水素ガスを注入する第二の水素ガス注入手段を設
けるようにしたものである。
路に、水素ガス供給装置より所定量の水素ガスを注入
し、かつこの水素ガスを原子炉給水ポンプなどにより昇
圧し原子炉内へ供給して炉水の溶存酸素濃度を制御する
ようにした原子炉水の溶存酸素濃度制御システムにおい
て、前記システムに、第二の水素ガス供給装置を設ける
とともに、この第二の水素ガス供給装置に、常時原子炉
に冷却水を注入ないしは炉水を循環している系路に、所
定量の水素ガスを注入する第二の水素ガス注入手段を設
けるようにしたものである。
【００１３】また、原子炉給水ポンプ上流側の給復水系
路に、水素ガス供給装置より所定量の水素ガスを注入
し、かつこの水素ガスを原子炉給水ポンプなどにより昇
圧し原子炉内へ供給して炉水の溶存酸素濃度を制御する
ようにした原子炉水の溶存酸素濃度制御方法において、
前記水素ガス供給装置に、常時原子炉に冷却水を注入な
いしは炉水を循環している系路に所定量の水素ガスを注
入する第二の水素ガス注入手段を設けるとともに、プラ
ントの起動時にはこの第二の水素ガス注入手段を用いて
水素ガスの注入を行なうようにしたものである。
路に、水素ガス供給装置より所定量の水素ガスを注入
し、かつこの水素ガスを原子炉給水ポンプなどにより昇
圧し原子炉内へ供給して炉水の溶存酸素濃度を制御する
ようにした原子炉水の溶存酸素濃度制御方法において、
前記水素ガス供給装置に、常時原子炉に冷却水を注入な
いしは炉水を循環している系路に所定量の水素ガスを注
入する第二の水素ガス注入手段を設けるとともに、プラ
ントの起動時にはこの第二の水素ガス注入手段を用いて
水素ガスの注入を行なうようにしたものである。
【００１４】すなわちこのように形成された原子炉水の
溶存酸素濃度制御システムであると、水素ガス供給装置
に、常時原子炉に冷却水を注入ないしは炉水を循環して
いる系路に、所定量の水素ガスを注入する第二の水素ガ
ス注入手段が設けられていることから、原子炉起動時、
特に制御棒（ＣＲ）引抜き操作時からも水素ガス注入が
可能となり、したがって原子炉の起動時から停止時まで
水素ガス注入が行なわれ、原子炉起動／運転／停止時の
全般にわたって腐食抑制を行うことが可能となるのであ
る。
溶存酸素濃度制御システムであると、水素ガス供給装置
に、常時原子炉に冷却水を注入ないしは炉水を循環して
いる系路に、所定量の水素ガスを注入する第二の水素ガ
ス注入手段が設けられていることから、原子炉起動時、
特に制御棒（ＣＲ）引抜き操作時からも水素ガス注入が
可能となり、したがって原子炉の起動時から停止時まで
水素ガス注入が行なわれ、原子炉起動／運転／停止時の
全般にわたって腐食抑制を行うことが可能となるのであ
る。
【００１５】
【発明の実施の形態】以下図示した実施例に基づいて本
発明を詳細に説明する。図１にはその沸騰水型原子力発
電設備における原子炉水の溶存酸素濃度制御システムが
系統的に示されている。図中１が原子炉であり、３がタ
ービン、１５が水素ガス供給装置で、３１がその水素ガ
ス注入制御盤である。
発明を詳細に説明する。図１にはその沸騰水型原子力発
電設備における原子炉水の溶存酸素濃度制御システムが
系統的に示されている。図中１が原子炉であり、３がタ
ービン、１５が水素ガス供給装置で、３１がその水素ガ
ス注入制御盤である。
【００１６】この溶存酸素濃度制御システムの系統構成
は、図６の従来のシステムに加えて、原子炉１に接続さ
れた制御棒駆動系１２の制御棒駆動ポンプ１３の上流側
に、水素ガス注入配管１４より分岐した水素ガス注入配
管１８が設けられているのである。また、この水素ガス
注入配管１８には、流量制御弁２９逆止弁２８が設けら
れている。
は、図６の従来のシステムに加えて、原子炉１に接続さ
れた制御棒駆動系１２の制御棒駆動ポンプ１３の上流側
に、水素ガス注入配管１４より分岐した水素ガス注入配
管１８が設けられているのである。また、この水素ガス
注入配管１８には、流量制御弁２９逆止弁２８が設けら
れている。
【００１７】原子炉１の起動が行われて真空脱気運転が
行われている時点では給復水系６の原子炉１への給水流
量はゼロであるため、給復水系６を介した水素ガス注入
はできないが、制御棒駆動系１２は制御棒駆動装置へ冷
却水を供給するため、一定量の冷却水を供給している。
行われている時点では給復水系６の原子炉１への給水流
量はゼロであるため、給復水系６を介した水素ガス注入
はできないが、制御棒駆動系１２は制御棒駆動装置へ冷
却水を供給するため、一定量の冷却水を供給している。
【００１８】したがって、本系統を介して原子炉１内へ
水素ガス注入を開始することができ、水素ガス供給装置
１５より供給された水素ガスは、水素ガス注入配管１８
を通り流量制御弁２９により所定の注入流量に制御さ
れ、そして逆止弁２８を介して制御棒駆動系１２に注入
され、制御棒駆動ポンプ１３にて原子炉１に注入され
る。
水素ガス注入を開始することができ、水素ガス供給装置
１５より供給された水素ガスは、水素ガス注入配管１８
を通り流量制御弁２９により所定の注入流量に制御さ
れ、そして逆止弁２８を介して制御棒駆動系１２に注入
され、制御棒駆動ポンプ１３にて原子炉１に注入され
る。
【００１９】原子炉１内に注入された水素ガスは、放射
線の照射を受けることにより炉水中の溶存酸素と反応し
溶存酸素濃度を低下する事により原子炉１内の腐食を抑
制するものとなっている。このため、真空脱気運転後の
運転操作である制御棒引抜き操作時に発生する溶存酸素
濃度のピークに対しても炉内構造物の腐食抑制を行うこ
とが可能となる。
線の照射を受けることにより炉水中の溶存酸素と反応し
溶存酸素濃度を低下する事により原子炉１内の腐食を抑
制するものとなっている。このため、真空脱気運転後の
運転操作である制御棒引抜き操作時に発生する溶存酸素
濃度のピークに対しても炉内構造物の腐食抑制を行うこ
とが可能となる。
【００２０】その後プラントが出力を上昇し安定運転に
入れば、給復水系６からの原子炉給水が開始されるた
め、水素ガス注入配管１８から従来の水素ガス注入配管
１４に切替え従来技術である出力運転中の水素ガス注入
を行うことが可能である。
入れば、給復水系６からの原子炉給水が開始されるた
め、水素ガス注入配管１８から従来の水素ガス注入配管
１４に切替え従来技術である出力運転中の水素ガス注入
を行うことが可能である。
【００２１】なお、水素ガス注入にて原子炉１内に注入
した水素ガスは最終的には余剰水素ガスとなり、原子炉
１から主蒸気系２復水器４をへて排ガス系５へ到達す
る。この余剰水素ガスを処理するため、排ガス系５に接
続した酸素注入配管１６により酸素供給装置１７から供
給された酸素ガスを流量制御弁２９にて水素ガス注入量
との比例により所定の流量に制御し、逆止弁２８を介し
て排ガス系５に注入し排ガス系５にて余剰水素ガスと反
応させるシステムとなっている。
した水素ガスは最終的には余剰水素ガスとなり、原子炉
１から主蒸気系２復水器４をへて排ガス系５へ到達す
る。この余剰水素ガスを処理するため、排ガス系５に接
続した酸素注入配管１６により酸素供給装置１７から供
給された酸素ガスを流量制御弁２９にて水素ガス注入量
との比例により所定の流量に制御し、逆止弁２８を介し
て排ガス系５に注入し排ガス系５にて余剰水素ガスと反
応させるシステムとなっている。
【００２２】図２、図３は水素ガス注入の注入位置を原
子炉冷却材浄化系１０から注入して、炉内構造物の腐食
抑制を行うものである。この原子炉冷却材浄化系１０
は、運転圧力の違いにより低圧型、高圧型が有り運転圧
力の低い低圧型については、水素ガス発生装置の供給圧
力で供給可能であり前記記載の制御棒駆動系１２に注入
する配管が原子炉冷却材浄化系となるだけで同様のシス
テム構成で対応可能であり、効果も同様となる。
子炉冷却材浄化系１０から注入して、炉内構造物の腐食
抑制を行うものである。この原子炉冷却材浄化系１０
は、運転圧力の違いにより低圧型、高圧型が有り運転圧
力の低い低圧型については、水素ガス発生装置の供給圧
力で供給可能であり前記記載の制御棒駆動系１２に注入
する配管が原子炉冷却材浄化系となるだけで同様のシス
テム構成で対応可能であり、効果も同様となる。
【００２３】以下、高圧型の原子炉冷却材浄化系１０へ
の適応について説明する。この場合の水素ガス注入シス
テムの系統構成は図６の従来の実施例に加えて、原子炉
１に接続された原子炉冷却材浄化系１０の原子炉冷却材
浄化ポンプ１１の上流側に水素ガス注入配管１４より分
岐した水素ガス注入配管１８、昇圧装置３２、流量制御
弁２９、逆止弁２８が接続されている。真空脱気運転が
行われている時点では前記記載の制御棒駆動系１２と同
様に給復水系６を介した水素ガス注入はできない。
の適応について説明する。この場合の水素ガス注入シス
テムの系統構成は図６の従来の実施例に加えて、原子炉
１に接続された原子炉冷却材浄化系１０の原子炉冷却材
浄化ポンプ１１の上流側に水素ガス注入配管１４より分
岐した水素ガス注入配管１８、昇圧装置３２、流量制御
弁２９、逆止弁２８が接続されている。真空脱気運転が
行われている時点では前記記載の制御棒駆動系１２と同
様に給復水系６を介した水素ガス注入はできない。
【００２４】一方、原子炉冷却材浄化系１０は炉水を浄
化するために一定量の炉水を循環している。したがっ
て、本系統を介して原子炉１へ水素ガス注入を開始する
ことができ、水素ガス供給装置１５より供給された水素
ガスは、水素ガス注入配管１８を通り原子炉冷却材浄化
系１０が高圧型であることから、昇圧装置３２により注
入可能な圧力まで昇圧し流量制御弁２９により所定の注
入流量に制御され逆止弁２８を介して原子炉冷却材浄化
系１０に注入し、原子炉冷却材浄化ポンプ１１にて原子
炉１に水素ガスを注入される。原子炉冷却材浄化系１０
からの注入においての作用効果は制御棒駆動系１２から
注入した場合と同様の腐食抑制効果が得られる。
化するために一定量の炉水を循環している。したがっ
て、本系統を介して原子炉１へ水素ガス注入を開始する
ことができ、水素ガス供給装置１５より供給された水素
ガスは、水素ガス注入配管１８を通り原子炉冷却材浄化
系１０が高圧型であることから、昇圧装置３２により注
入可能な圧力まで昇圧し流量制御弁２９により所定の注
入流量に制御され逆止弁２８を介して原子炉冷却材浄化
系１０に注入し、原子炉冷却材浄化ポンプ１１にて原子
炉１に水素ガスを注入される。原子炉冷却材浄化系１０
からの注入においての作用効果は制御棒駆動系１２から
注入した場合と同様の腐食抑制効果が得られる。
【００２５】図４は水素ガス注入の注入位置を残留熱除
去系１９から注入して、炉内構造物の腐食抑制を行うも
のである。本発明の水素ガス注入システムの系統構成は
図６の従来の実施例に加えて、原子炉１に接続された残
留熱除去系１９の残留熱除去ポンプ２０の上流側に水素
ガス注入配管１４より分岐した水素ガス注入配管１８流
量制御弁２９逆止弁２８が接続されている。真空脱気運
転が行われている時点では前記記載の制御棒駆動系１２
と同様に給復水系６を介した水素ガス注入はできない。
去系１９から注入して、炉内構造物の腐食抑制を行うも
のである。本発明の水素ガス注入システムの系統構成は
図６の従来の実施例に加えて、原子炉１に接続された残
留熱除去系１９の残留熱除去ポンプ２０の上流側に水素
ガス注入配管１４より分岐した水素ガス注入配管１８流
量制御弁２９逆止弁２８が接続されている。真空脱気運
転が行われている時点では前記記載の制御棒駆動系１２
と同様に給復水系６を介した水素ガス注入はできない。
【００２６】一方、残留熱除去系１９は原子炉停止時に
炉心から出る崩壊熱を除去するシステムであるが、原子
炉起動時において、残留熱除去系１９を起動することに
より一定量の炉水を循環する事ができる。したがって、
本系統を介して原子炉１へ水素ガス注入を行う事ができ
る。水素ガス供給装置１５より供給された水素ガスは、
水素ガス注入配管１８を通り流量制御弁２９により所定
の注入流量に制御され逆止弁２８を介して残留熱除去系
１９に注入し、残留熱除去ポンプ２０にて原子炉１に水
素ガスを注入される。
炉心から出る崩壊熱を除去するシステムであるが、原子
炉起動時において、残留熱除去系１９を起動することに
より一定量の炉水を循環する事ができる。したがって、
本系統を介して原子炉１へ水素ガス注入を行う事ができ
る。水素ガス供給装置１５より供給された水素ガスは、
水素ガス注入配管１８を通り流量制御弁２９により所定
の注入流量に制御され逆止弁２８を介して残留熱除去系
１９に注入し、残留熱除去ポンプ２０にて原子炉１に水
素ガスを注入される。
【００２７】これにより残留熱除去系１９からの水素ガ
ス注入が可能となり制御棒駆動系１２からの注入と同様
の腐食抑制効果が得られる。ただし、本系統の運転範囲
は、低圧であるため高圧の条件にて供給する場合には、
系統の高圧化が必要となる。
ス注入が可能となり制御棒駆動系１２からの注入と同様
の腐食抑制効果が得られる。ただし、本系統の運転範囲
は、低圧であるため高圧の条件にて供給する場合には、
系統の高圧化が必要となる。
【００２８】図５は前記の制御棒駆動系１２、原子炉冷
却材浄化系１０、残留熱除去系１９の様なプラント既設
の系統に対して、新たに設ける代替注入装置２２により
代替注入系２１から直接原子炉へ注入して、炉内構造物
の腐食抑制を行うものである。代替注入装置としては、
ブースタポンプ、コンプレッサまたは水素ガスボンベ等
が考えられる。
却材浄化系１０、残留熱除去系１９の様なプラント既設
の系統に対して、新たに設ける代替注入装置２２により
代替注入系２１から直接原子炉へ注入して、炉内構造物
の腐食抑制を行うものである。代替注入装置としては、
ブースタポンプ、コンプレッサまたは水素ガスボンベ等
が考えられる。
【００２９】本発明の水素ガス注入システムの系統構成
は図６の従来の実施例に加えて、制御棒駆動系１２に代
替注入系２１，代替注入装置２２が接続されている。代
替注入系２１、代替注入装置２２は本設の水素ガス供給
装置１５の稼働に合わせた注入が不要であり、水素ガス
注入が必要なときに代替注入系２１代替注入装置２２を
稼働して、原子炉１へ水素ガス注入を開始する事ができ
る。代替注入系２１、代替注入装置２２からの水素ガス
注入により制御棒駆動系１２からの注入と同様の腐食抑
制効果が得られる。
は図６の従来の実施例に加えて、制御棒駆動系１２に代
替注入系２１，代替注入装置２２が接続されている。代
替注入系２１、代替注入装置２２は本設の水素ガス供給
装置１５の稼働に合わせた注入が不要であり、水素ガス
注入が必要なときに代替注入系２１代替注入装置２２を
稼働して、原子炉１へ水素ガス注入を開始する事ができ
る。代替注入系２１、代替注入装置２２からの水素ガス
注入により制御棒駆動系１２からの注入と同様の腐食抑
制効果が得られる。
【００３０】図８は原子炉起動時の真空脱気運転時の溶
存酸素濃度の挙動を示したものである。同図より炉水の
溶存酸素濃度は、原子炉真空脱気運転により溶存酸素濃
度が低下した後、その後の運転操作である制御棒（Ｃ
Ｒ）引抜き操作により、溶存酸素濃度が一旦上昇し、そ
の後安定となることがわかる。これは、原子炉真空脱気
運転後の制御棒引抜き操作により炉水が放射線の照射を
受けることで放射線分解することにより、溶存酸素濃度
が一時的に上昇しているものである。
存酸素濃度の挙動を示したものである。同図より炉水の
溶存酸素濃度は、原子炉真空脱気運転により溶存酸素濃
度が低下した後、その後の運転操作である制御棒（Ｃ
Ｒ）引抜き操作により、溶存酸素濃度が一旦上昇し、そ
の後安定となることがわかる。これは、原子炉真空脱気
運転後の制御棒引抜き操作により炉水が放射線の照射を
受けることで放射線分解することにより、溶存酸素濃度
が一時的に上昇しているものである。
【００３１】このため、原子炉起動時、特に制御棒（Ｃ
Ｒ）引抜き操作時からも水素ガス注入が可能となる注入
ラインを設けることにより、プラント起動時の溶存酸素
濃度ピークに対応した水素ガス注入が行え原子炉内の腐
食抑制が可能となる。
Ｒ）引抜き操作時からも水素ガス注入が可能となる注入
ラインを設けることにより、プラント起動時の溶存酸素
濃度ピークに対応した水素ガス注入が行え原子炉内の腐
食抑制が可能となる。
【００３２】本発明は以上説明したように構成されてい
るので、次のような効果を生じる。すなわち、原子炉起
動時の給水流量のない、または少ない段階から炉内に水
素ガス注入を行うことができ、原子炉の起動／運転／停
止の全般に渡って炉水の溶存酸素濃度を制御することが
できるため、良好な炉内構造物の腐食抑制を行うことが
可能となる。さらに、注入配管を一次格納容器外にする
ことにより保守性、運転性の維持を行うことが可能とな
る。
るので、次のような効果を生じる。すなわち、原子炉起
動時の給水流量のない、または少ない段階から炉内に水
素ガス注入を行うことができ、原子炉の起動／運転／停
止の全般に渡って炉水の溶存酸素濃度を制御することが
できるため、良好な炉内構造物の腐食抑制を行うことが
可能となる。さらに、注入配管を一次格納容器外にする
ことにより保守性、運転性の維持を行うことが可能とな
る。
【００３３】
【発明の効果】以上説明してきたように本発明によれ
ば、原子炉の起動時から停止時まで水素ガス注入が行な
われ、原子炉起動／運転／停止時の全般にわたって腐食
抑制を行うことができる原子炉水の溶存酸素濃度制御シ
ステムを得ることができる。
ば、原子炉の起動時から停止時まで水素ガス注入が行な
われ、原子炉起動／運転／停止時の全般にわたって腐食
抑制を行うことができる原子炉水の溶存酸素濃度制御シ
ステムを得ることができる。
【図１】本発明の溶存酸素濃度制御システムの一実施例
を示す系統図である。
を示す系統図である。
【図２】本発明の溶存酸素濃度制御システムの他の実施
例（ＣＵＷ系からの注入：低圧型）を示す系統図であ
る。
例（ＣＵＷ系からの注入：低圧型）を示す系統図であ
る。
【図３】本発明の溶存酸素濃度制御システムの他の実施
例（ＣＵＷ系からの注入：高圧型）を示す系統図であ
る。
例（ＣＵＷ系からの注入：高圧型）を示す系統図であ
る。
【図４】本発明の溶存酸素濃度制御システムの他の実施
例（ＲＨＲ系からの注入）を示す系統図である。
例（ＲＨＲ系からの注入）を示す系統図である。
【図５】本発明の溶存酸素濃度制御システムの他の実施
例（代替注入装置からの注入）を示す系統図である。
例（代替注入装置からの注入）を示す系統図である。
【図６】従来の溶存酸素濃度制御システムを示す系統図
である。
である。
【図７】沸騰水型原子炉の起動曲線図である。
【図８】原子炉起動時の真空脱気運転時の溶存酸素濃度
挙動（概念）を示す特性図である。
挙動（概念）を示す特性図である。
１…原子炉、２…主蒸気系、３…タービン、４…復水
器、５…排ガス系、６…給復水系、７…原子炉給水ポン
プ、８…原子炉冷却材再循環系、９…原子炉冷却材再循
環ポンプ、１０…原子炉冷却材浄化系、１１…原子炉冷
却材浄化ポンプ、１２…制御棒駆動水系、１３…制御棒
駆動水ポンプ、１４…水素ガス注入配管、１５…水素ガ
ス供給装置、１６…酸素注入配管、１７…酸素供給装
置、１８…水素ガス注入配管、１９…残留熱除去系、２
０…残留熱除去ポンプ、２１…代替注入系、２２…代替
注入装置、２３…給水加熱器、２４…高圧復水ポンプ、
２５…低圧復水ポンプ、２６…復水ろ過装置、２７…復
水脱塩装置、２８…逆止弁、２９…流量制御弁、３０…
流量計、３１…水素ガス注入制御盤、３２…昇圧装置、
３３…一次格納容器。
器、５…排ガス系、６…給復水系、７…原子炉給水ポン
プ、８…原子炉冷却材再循環系、９…原子炉冷却材再循
環ポンプ、１０…原子炉冷却材浄化系、１１…原子炉冷
却材浄化ポンプ、１２…制御棒駆動水系、１３…制御棒
駆動水ポンプ、１４…水素ガス注入配管、１５…水素ガ
ス供給装置、１６…酸素注入配管、１７…酸素供給装
置、１８…水素ガス注入配管、１９…残留熱除去系、２
０…残留熱除去ポンプ、２１…代替注入系、２２…代替
注入装置、２３…給水加熱器、２４…高圧復水ポンプ、
２５…低圧復水ポンプ、２６…復水ろ過装置、２７…復
水脱塩装置、２８…逆止弁、２９…流量制御弁、３０…
流量計、３１…水素ガス注入制御盤、３２…昇圧装置、
３３…一次格納容器。
Claims (7)
- 【請求項１】 原子炉給水ポンプ上流側の給復水系路
に、水素ガス供給装置より所定量の水素ガスを注入し、
かつこの水素ガスを原子炉給水ポンプなどにより昇圧し
原子炉内へ供給して炉水の溶存酸素濃度を制御するよう
にした原子炉水の溶存酸素濃度制御システムにおいて、 前記水素ガス供給装置に、常時原子炉に冷却水を注入な
いしは炉水を循環している系路に、所定量の水素ガスを
注入する第二の水素ガス注入手段を設けたことを特徴と
する原子炉水の溶存酸素濃度制御システム。 - 【請求項２】 原子炉給水ポンプ上流側の給復水系路
に、水素ガス供給装置より所定量の水素ガスを注入し、
かつこの水素ガスを原子炉給水ポンプなどにより昇圧し
原子炉内へ供給して炉水の溶存酸素濃度を制御するよう
にした原子炉水の溶存酸素濃度制御システムにおいて、 前記水素ガス供給装置に、常時原子炉に冷却水を注入な
いしは炉水を循環している系路で、かつ一次格納容器外
の系路に、所定量の水素ガスを注入する第二の水素ガス
注入手段を設けたことを特徴とする原子炉水の溶存酸素
濃度制御システム。 - 【請求項３】 前記常時原子炉に冷却水を注入ないしは
炉水を循環している系路が、制御棒駆動系である請求項
１または２記載の原子炉水の溶存酸素濃度制御システ
ム。 - 【請求項４】 前記常時原子炉に冷却水を注入ないしは
炉水を循環している系路が、原子炉冷却材浄化系である
請求項１または２記載の原子炉水の溶存酸素濃度制御シ
ステム。 - 【請求項５】 前記常時原子炉に冷却水を注入ないしは
炉水を循環している系路が、残留熱除去系である請求項
１または２記載の原子炉水の溶存酸素濃度制御システ
ム。 - 【請求項６】 原子炉給水ポンプ上流側の給復水系路
に、水素ガス供給装置より所定量の水素ガスを注入し、
かつこの水素ガスを原子炉給水ポンプなどにより昇圧し
原子炉内へ供給して炉水の溶存酸素濃度を制御するよう
にした原子炉水の溶存酸素濃度制御システムにおいて、 前記システムに、第二の水素ガス供給装置を設けるとと
もに、この第二の水素ガス供給装置に、常時原子炉に冷
却水を注入ないしは炉水を循環している系路に、所定量
の水素ガスを注入する第二の水素ガス注入手段を設ける
ようにしたことを特徴とする原子炉水の溶存酸素濃度制
御システム。 - 【請求項７】 原子炉給水ポンプ上流側の給復水系路
に、水素ガス供給装置より所定量の水素ガスを注入し、
かつこの水素ガスを原子炉給水ポンプなどにより昇圧し
原子炉内へ供給して炉水の溶存酸素濃度を制御するよう
にした原子炉水の溶存酸素濃度制御方法において、 前記水素ガス供給装置に、常時原子炉に冷却水を注入な
いしは炉水を循環している系路に所定量の水素ガスを注
入する第二の水素ガス注入手段を設けるとともに、プラ
ントの起動時にはこの第二の水素ガス注入手段を用いて
水素ガスの注入を行なうようにしたことを特徴とする原
子炉水の溶存酸素濃度制御方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8242135A JPH1090485A (ja) | 1996-09-12 | 1996-09-12 | 原子炉水の溶存酸素濃度制御システム及び原子炉水の溶存酸素濃度制御方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8242135A JPH1090485A (ja) | 1996-09-12 | 1996-09-12 | 原子炉水の溶存酸素濃度制御システム及び原子炉水の溶存酸素濃度制御方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH1090485A true JPH1090485A (ja) | 1998-04-10 |
Family
ID=17084839
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP8242135A Pending JPH1090485A (ja) | 1996-09-12 | 1996-09-12 | 原子炉水の溶存酸素濃度制御システム及び原子炉水の溶存酸素濃度制御方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH1090485A (ja) |
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2000058974A1 (fr) * | 1999-03-26 | 2000-10-05 | Hitachi, Ltd. | Procede d'exploitation d'un reacteur |
| JP2001349983A (ja) * | 2000-06-12 | 2001-12-21 | Toshiba Corp | 沸騰水型原子力発電プラントの運転方法 |
| JP2006029940A (ja) * | 2004-07-15 | 2006-02-02 | Tokyo Electric Power Co Inc:The | 沸騰水型原子力発電プラントの水素注入方法 |
| JP2016502102A (ja) * | 2012-12-21 | 2016-01-21 | ジーイー−ヒタチ・ニュークリア・エナジー・アメリカズ・エルエルシーＧｅ−Ｈｉｔａｃｈｉ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｅｎｅｒｇｙ Ａｍｅｒｉｃａｓ， Ｌｌｃ | 沸騰水炉用運転始動／運転停止水素注入システムおよびその方法 |
| KR20170107962A (ko) * | 2014-11-11 | 2017-09-26 | 조인트 스탁 컴퍼니 ″아크메-엔지니어링″ | 원자로 장치 및 냉각수로의 가스 도입을 제어하는 방법 및 시스템 |
| CN112599261A (zh) * | 2020-11-18 | 2021-04-02 | 三门核电有限公司 | 一种用于压水堆一回路冷却剂中溶解氢含量的离线测定系统及方法 |
| CN113874956A (zh) * | 2019-07-03 | 2021-12-31 | 法玛通股份有限公司 | 用于压水反应堆的氢化系统和相应方法 |
-
1996
- 1996-09-12 JP JP8242135A patent/JPH1090485A/ja active Pending
Cited By (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2000058974A1 (fr) * | 1999-03-26 | 2000-10-05 | Hitachi, Ltd. | Procede d'exploitation d'un reacteur |
| JP2001349983A (ja) * | 2000-06-12 | 2001-12-21 | Toshiba Corp | 沸騰水型原子力発電プラントの運転方法 |
| JP2006029940A (ja) * | 2004-07-15 | 2006-02-02 | Tokyo Electric Power Co Inc:The | 沸騰水型原子力発電プラントの水素注入方法 |
| JP2016502102A (ja) * | 2012-12-21 | 2016-01-21 | ジーイー−ヒタチ・ニュークリア・エナジー・アメリカズ・エルエルシーＧｅ−Ｈｉｔａｃｈｉ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｅｎｅｒｇｙ Ａｍｅｒｉｃａｓ， Ｌｌｃ | 沸騰水炉用運転始動／運転停止水素注入システムおよびその方法 |
| US10229761B2 (en) | 2012-12-21 | 2019-03-12 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Startup/shutdown hydrogen injection system for boiling water reactors (BWRS), and method thereof |
| US10964436B2 (en) | 2012-12-21 | 2021-03-30 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | System for hydrogen injection for boiling water reactors (BWRs) during startup / shutdown |
| KR20170107962A (ko) * | 2014-11-11 | 2017-09-26 | 조인트 스탁 컴퍼니 ″아크메-엔지니어링″ | 원자로 장치 및 냉각수로의 가스 도입을 제어하는 방법 및 시스템 |
| CN113874956A (zh) * | 2019-07-03 | 2021-12-31 | 法玛通股份有限公司 | 用于压水反应堆的氢化系统和相应方法 |
| US12243659B2 (en) | 2019-07-03 | 2025-03-04 | Framatome Gmbh | Hydrogenation system for a pressurized water reactor |
| CN112599261A (zh) * | 2020-11-18 | 2021-04-02 | 三门核电有限公司 | 一种用于压水堆一回路冷却剂中溶解氢含量的离线测定系统及方法 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A977 | Report on retrieval |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007 Effective date: 20040216 |
|
| A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20040224 |
|
| A521 | Written amendment |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20040331 |
|
| A02 | Decision of refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A02 Effective date: 20050104 |