JPS6045396B2

JPS6045396B2 - 沸騰水型原子力発電設備の運転方法

Info

Publication number: JPS6045396B2
Application number: JP52056324A
Authority: JP
Inventors: 亮新村; 聰利光
Original assignee: Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1977-05-18
Filing date: 1977-05-18
Publication date: 1985-10-09
Also published as: JPS53141893A

Description

【発明の詳細な説明】本発明は沸騰木型原子力発電設備の運転方法に関する。

第１図は沸騰木型原子力発電設備の概略構成の一例を示
す系統図である。炉心１と炉水（原子炉一次冷却水）２
Ａを内蔵して原子炉圧力容器３が原子炉格納容器７内に
設置されている。

原子炉圧力容器３の上部は気相部２Ｂとなつており原子
炉停止時は空気等で、原子炉通常運転中は蒸気で満され
ている。炉心１には制御棒４Ａが駆動装置４Ｂにより挿
入・引抜き自在に配設されている。原子炉圧力容器３の
炉水２Ａ部（液相部）より再循環配管５Ａが導出され、
フ再循環ポンプ６、再循環配管５Ｂをそれぞれ順に介し
て原子炉圧力容器３に環流し、再循環装置を形成してい
る。（この装置は炉心内の一次冷却水を強ポリ循環させ
る）原子炉圧力容器３の気相部２Ｂから原子炉格納容器
７の壁を貫通して大径の主丁蒸気管８が導出されタービ
ン９に接続されている。主蒸気管８には原子炉格納容器
７壁の前後に主蒸気隔離弁１０Ａ，１０Ｂが設置され、
タービン９の手前に隔離弁１１が設置されている。ター
ビン９には発電機１２が接続されている。タービン９は
通路１３により主復水器１４に接続され、主復水器１４
は給水管１５により原子炉圧力容器３に接続されている
。給水管１５には、ポンプ１６Ａ、浄化装置１７、ポン
プ１６Ｂ、加熱装置１８Ａ１ポンプ１６Ｃ１加熱装置１
８Ｂ１弁１９、原子炉格納容器７の前後に逆止弁２０Ａ
，２０Ｂがそれぞれ順に設置されている。主蒸気管８の
主蒸気隔離弁１０Ａの上流側から分岐して小径のドレイ
ン配管２１が原子炉格納容器７を貫通して設けられ、主
復水器に接続されている。（主蒸気隔離弁１０Ａ，１０
Ｂの弁自身にドレイン配管２１，・・が接続されている
場合もある。）このドレイン配管２１には原子炉格納容
器７壁前後に主蒸気ドレイン弁２２Ａ，２２Ｂが設置さ
れている。主蒸気管８の主蒸気隔離弁１０Ｂと隔離弁１
１との間から分岐してバイパス配管２４が設けられ、バ
イパス弁２５を介し主復水器１４に接続されている。給
水管１５の加熱器１８Ｂと弁１９との間から分岐して主
復水器１４に連通する配管２６が設置されている。この
配管２６には弁２７が設けられている。主復水器１４の
冷温側に復水器循環水ポンプ２８、配管２９Ａをそれぞ
れ順に介し海水が導入され、配管２９Ｂによりこの海水
が排出されている。主復水器１４の気相部は配管３０を
介し復水器真空装置３１に接続されている。復水器真空
装置３１は配管３２を介し排気筒３６に接続されている
。また復水器真空装置３１から導出された配管３３は気
体廃棄物処埋設備３４に接続され、この気体廃棄物処埋
設Ｍ３４から導出された配管３５は排気筒３６に接続さ
れている。この様な沸騰水型原子力発電設備において、
起ｊ動時の概略運転手順の従来例を以下に示す。（１）
第１図に示す様に主蒸気隔離弁１０Ａ，１０Ｂ１隔離弁
１１、バイパス弁２５、主蒸気管ドレイン弁２２Ａ，２
２Ｂ１弁１９、弁２７を閉とし、復水器循環水ポンプ２
８を起動させる。４〔■）タービン９のグランドシール
部（図示せず）のシーリングを開始する。

（■腹水器真空装置３１を起動し主復水器１４内を負圧
とする。

（■加ｕ御棒４Ａ引抜により炉心１の熱出力の上昇を開
始する。

（■）原子炉圧力容器３内の圧力が約１〜３ｋ９１ｃ屑
ａで主蒸気管ドレイン弁２２Ａ，２２Ｂを開とする。

（■）以後引続き炉心の加熱を継続し通常運転へ持つて
いく。

このように原子炉の本格的な出力上昇前の一次冷却水の
脱気は上記（■）の手順に示すように主フ復水器内だけ
しか行なわれず、原子炉圧力容器３内の脱気は上記（■
）の手順で原子炉圧力容器内の温度が相当高くなつた時
点から行なわれる。

ところで一次冷却水中に溶存酸素が多く、かつ、水温の
高い場合にはこれに接触する機器や配７管等に応力腐食
割れが生じる可能性があることが判明してきた。原子炉
の通常運転中には冷却水温が十分高くなるため溶存酸素
濃度は自ずと低下するため問題はない。しかし原子炉起
動時、特に冷却水温度が約８０℃以上で、溶存酸素濃度
が低下し・ない状態が生じる。このため配管等に対して
極めて悪い条件となる。この様な特性の一例を示したの
が第２図で、横軸に水温度、縦軸に酸素溶解度をとつて
ある。第２図の曲線Ａは、前記従来の運転方法による炉
水の軌跡を示している。温度が上昇するにつれて酸素溶
解度は漸減している。曲線Ｃは実験等により得られた応
力腐食割れを生ずる恐れのある領域の下限値を示してい
る。この曲線Ｃ以上（図の斜線部）になるにつれて応力
腐食割れを起こす可能性は大きくなる。曲線Ａと曲線Ｃ
はＤ点で交叉している。この時の水温度をＴ。とすると
、通常ＴＤ≧８０゜Ｃの範囲にある。よつて従来の炉水
の軌跡（曲線Ａ）をみると、水温度が約８０℃以上で応
力腐食割れを生ずる危険領域内にあることになる。この
様な状態は原子炉圧力容器、機器、および配管にとつて
は極めて有害であり、好ましくない。本発明は上記の点
に鑑み原子炉起動時に配管等に応力腐食割れを発生させ
る一因である一次冷却水の溶存酸素濃度を低減させ、設
備の健全性を向上させた沸騰水型原子力発電設備の運転
方法を提供することを目的とする。

本発明の沸騰水型原子力発電設備の運転方法の一実施例
を以下に示す。

（ＩＡ）主蒸気隔離弁１０Ａ，１０Ｂ、隔離弁１１、バ
イパス弁２５、主蒸気管ドレイン弁２２Ａ，２２Ｂ１弁
１９、弁２７を閉とし、復水器循環水ポンプ２８を起動
する。

（■Ａ）タービン９のグランドシール部（図示せず）の
シーリングを開始する。

（■Ａ）復水器真空装置３１により主復水器１４内を負
圧にする。

これにより主復水器１４内の一次冷却水の溶存酸素は脱
気し易くなる。これは水への酸素の溶解度は負圧になれ
ばなるほど低くなるためである。

（■Ａ）再循環ポンプ６による原子炉圧力容器３内の一
次冷却水の循環と攪拌を開始する。

これによソー次冷却水の温度が全体的に徐々に上昇する
。（ＶＡ）給水管１５からの主復水器１４への戻り配管
２６の弁２７を開、弁１９を閉とし、ポンプ１６Ａ，１
６Ｂ，１６Ｃを起動して主復水器１４内の冷却材の循環
と攪拌を行なう。

この攪拌により主復水器１４および給水配管１５内の一
冷却水中の溶存酸素の脱気は上記（■Ａ）に加えて一層
促進される。（■Ａ）蒸気ドレイン弁２２Ａ，２２Ｂ、
主蒸気隔離弁１０Ａ，１０Ｂとバイパス弁２５などを開
として原子炉圧力容器３上部空間と主復水器１４とを連
通する。

この操作により原子炉圧力容器３の気相部２Ｂは負圧と
なり原子炉圧力容器３内の一次冷却水（炉水〕中の溶存
酸素の脱気が行なわれる。

上記（■Ａ）の再循環ポンプ６による原子炉圧力容器内
の一次冷却水（炉水）の攪拌は続行されておソー次冷却
水中の溶存酸素の脱気は一層促進される。（■Ａ）原子
炉圧力容器３内の一次冷却水の溶存酸素濃度を監視し、
第２図の応力腐食危険領域から出来るだけ遠くなる様注
意しながら制御棒４Ａ引抜による原子炉の本格的な出力
上昇を行なう。

（■）以後引続き原子炉の出力上昇を継続し通常運転へ
持つていく。

以上説明したように、原子力発電設備の起動時、一次冷
却水中の溶存酸素の脱気が行なわれる。

よつて一次冷却水の溶存酸素濃度が低減されることにな
る。この状態の一例を示したのが、第２図の曲線Ｂであ
る。つまり原子力発電設備の貯動に伴ない炉水温度は上
昇する。（第２図の点ｂ１→■−Ｂ３と炉水温度が上昇
する。）炉水温度が上昇すれば酸素溶解度はおのずと低
下するが、さらに本発明のように真空にした主復水器１
４と原子炉圧力容器３を連通させ、再循環ポンプ６によ
る炉水の攪拌によつて、酸素溶解度は激減することにな
る。（第２図のたとえば点Ｂ３→Ｂ４→Ｂ５と激減する
。）これによつて従来のように応力腐食割れの下限を示
す曲線Ｃとは交わる可能性は少く、酸素溶解度は極めて
低くなる。又、この状態を運転開始からの時間に対する
酸素溶解度、炉水温度の挙動を定性的に示したのが第３
図である。

図中曲線Ｅは従来の、又曲線Ｆは本発明の原子炉運転方
法による酸素溶解度を示したものである。炉水温度（曲
線Ｇ）は、一次冷却水の酸素溶解度が十分低下するまで
７０℃〜９０℃程度以下てあり、以後一定の上昇速度を
守つて上昇される。一次冷却水の酸素溶解度は、従来の
運転方法ではその減少速度は曲線Ｅに示すようにゆる″
やかてある。これに対し、本発明の運転方法では原子炉
圧力容器内の一次冷却水も脱気するため曲線Ｆのように
極めて速くなる。よつて短時間でかつ炉水温度が低い状
態で溶存酸素濃度が著るしく低く、上述した応力腐食割
れに対して極めて有効ｊである。又上述した運転手順の
（■Ａ）により復水器１４内及び給水管等の一次冷却水
の溶存酸素濃度を十分に下けておく事が出来る。

従つて原子炉圧力容器３内へ多量の溶存酸素が混入し、
溶存酸素濃度を上昇させるのを防げる。以上説明したよ
うに本発明による沸騰水型原子力発電設備の運転方法は
一次冷却水の脱気を速やかにし、酸素溶解度を低減出来
る。よつて一次冷却水に接触する機器および配管などに
応力腐食割５れの発生する可能性が減少する。この結果
これら機器・配管の健全性、信頼性の向上がはかられる
。

【図面の簡単な説明】

第１図は沸騰水型原子力発電設備を示す概略のＯ系統図
、第２図は水温度と酸素溶解度との関係を示す特性図、
第３図は起動時の炉水中の溶存酸素及び炉水温度の変化
を示す図である。１・・・・・・炉心、３・・・・・・原子炉圧力容器、
５Ａ，５Ｂ・・・・・・再循環装置、６・・・・・・再
循環ポンプ、８・・・主蒸気管、９・・・・・・タービ
ン、１４・・・・・主復水器、１５・・・・・給水管、
１６Ａ，１６Ｂ，１６Ｃ・・・・・・ポンプ、１７・・
・・・・浄化装置、１８Ａ，１８Ｂ・・・・・・加熱装
置、２１・・・・・・ドレイン配管、２６・・・・・配
管、３１・・・・・・復水器真空装置、３４・・・・・
・気体廃棄物処埋設備、３６・・・・・・排気筒。

Claims

【特許請求の範囲】１炉心と一次冷却水を内蔵する原子炉圧力容器と、こ
の原子炉圧力容器内の一次冷却水を強制循環させる再循
環装置と、上記原子炉圧力容器の気相部から導出される
第１の配管とを具備してなる沸騰水型原子力発電設備に
おいて、再循環装置による一次冷却水の循環と、この再
循環装置の運転による原子炉圧力容器内の一次冷却水の
攪拌と、この攪拌と上記循環と同時に上記第１の配管か
ら再循環系と原子炉圧力容器内の溶存酸素を脱気により
所定の濃度まで除去する手順を経てから炉心の熱出力を
本格的に上昇させることを特徴とする沸騰水型原子力発
電設備の運転方法。２原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器の気相部か
ら導出された主蒸気管と、この主蒸気管に接続されたタ
ービンと、このタービンの下流側に設けられた主復水器
と、この主復水器の液相部から導出され、ポンプ、浄化
装置、加熱装置を経て上記原子炉圧力容器に接続された
給水管と、この給水管の上記ポンプ、浄化装置、加熱装
置を経た後から分岐され上記主復水器に環流する第２の
配管と、上記主復水器の気相部に開口する第３の配管と
を具備してなる沸騰水型原子力発電設備において、給水
配管のポンプを駆動させることにより上記主復水器、上
記ポンプ、上記浄化装置、上記加熱装置と第２の配管内
の一次冷却水を循環させ、この循環と同時にこの循環路
内の一次冷却水の溶存酸素を第３の配管から脱気により
所定の濃度まで低下させる運転手順を経てから炉心の熱
出力を本格的に上昇させることを特徴とする沸騰水型原
子力発電設備の運転方法。